CN108461161B - 轻水反应堆用燃料组件、轻水反应堆炉心设计方法及轻水反应堆用燃料组件设计方法 - Google Patents

Abstract

一种轻水反应堆用燃料组件、轻水反应堆炉心设计方法及轻水反应堆用燃料组件设计方法，所述燃料组件设计方法具备：将燃料组件(10)中所含的燃料棒(11，12)根数设为N，将燃料棒中的封入了含可燃性毒物的核燃料物质的装有可燃性毒物的燃料棒(12)的根数设为n，将核燃料物质中可燃性毒物的平均质量比例设为p，将燃料组件全部根数的平均铀235的浓缩度设为e时，通过解析或实验来积累表示多个p·n/N与e的各个组合作为炉心是否成立的炉心判定数据的炉心判定数据积累步骤；基于炉心判定数据来确定判定p·n/N与e的组合作为炉心是否成立的判定式的炉心判定式确定步骤；和基于判定式来判定被暂时设定的燃料组件的构成作为炉心是否成立的炉心成立与否判定步骤。

Description

轻水反应堆用燃料组件、轻水反应堆炉心设计方法及轻水反 应堆用燃料组件设计方法

技术领域

本发明的实施方式涉及轻水反应堆用燃料组件、轻水反应堆炉心设计方法及轻水反应堆用燃料组件设计方法。

背景技术

一般而言，在轻水反应堆用燃料组件和轻水反应堆的炉心(也称为堆芯)处，按照在1个运转循环的最后(EOC：End of Cycle)剩余反应性成为零的方式来设计燃料，使核反应堆运转。

就沸水型轻水反应堆(BWR)而言，其是按照例如氧化钆等可燃性毒物的中子吸收能力在EOC消失的方式来进行浓度调整的。在BWR的设备第1次循环的炉心即初始堆芯的情况下，也有如下例子：有意地使一部分少数比例的燃料的可燃性毒物烧剩下来，用残余的燃料来弥补剩余反应性不足，同时改善炉心的热特性。

就压水型轻水反应堆(PWR)而言，其是按照化学补偿中的硼酸浓度在EOC成为零的方式来进行浓度调整的。核裂变性物质的浓缩度是根据目标的提取燃耗(在此与实现燃耗是同样的意思)等来调整其数值的，不使用无用的高浓缩度。

另外，在进行核燃料再循环的情况下，将上述的轻水反应堆用燃料和在轻水反应堆的炉心使用的燃料从炉心取出后，进行再处理。通过再处理，从而提取出铀同位素和钚同位素以便再次使用，将次锕系元素作为高水平放射性废弃物来废弃。由于次锕系元素(minor actinide)的有害度大，因此特别采用称为群分离的再处理法将有害的次锕系元素分离。将分离出的次锕系元素添加到MOX(Mixed Oxcide；混合氧化物)燃料中并在快速反应堆中进行燃烧，或者通过将次锕系元素作为靶并用加速器进行照射，使其变换为有害度小的原子核素。可考虑到像这样地进行所谓的分离转换。

作为这样的现有技术文献，有如下的日本公开专利公报：日本特开昭62-106391号公报(以下称为专利文献1)以及日本特开2008-145286号公报(以下称为专利文献2)。

发明内容

发明所要解决的课题

在不进行核燃料再循环而进行一次通过循环的情况下，将使用完的燃料直接进行最终处置。一次通过循环由于不进行像上述的分离转换这样的处理，因此不会减轻次锕系元素的有害度。

另一方面，通过有意地使用浓缩度高的铀燃料，从而能够减少次锕系元素的生成量。这是因为：通过使用铀235浓缩度高的铀燃料，使得铀235产生的核裂变反应的比例增加，铀238产生的吸收反应的比例减少，因此次锕系元素的生成量得以减少。但是，据认为：通过提高铀235浓缩度，从而导致剩余反应性升高，剩余反应性超过了控制棒等反应性控制设备的反应性价值，反应性控制变得困难。

提高了铀浓缩度时的剩余反应性能够使用可燃性毒物来抑制。在为了减小次锕系元素的有害度而提高了铀浓缩度的燃料组件中，可燃性毒物的利用也是有效的。但是，就可燃性毒物而言，为了确定浓度、根数，需要进行大量复杂的计算，目前为止尚未进行有效的设计。

本发明的实施方式是为了解决上述的课题而完成的，其目的在于，在轻水反应堆中降低提高了铀浓缩度时的剩余反应性。

用于解决课题的手段

为了解决上述课题，本发明的一个实施方式为轻水反应堆用燃料组件设计方法，其特征在于，其是轻水反应堆用燃料组件的设计方法，其中，所述轻水反应堆用燃料组件具有多个平行的燃料棒，所述燃料棒在与长度方向垂直的方向上相互留有间隔地排列，所述燃料棒具有套管(也称为被覆管)和被封入于所述套管内而在至少一部分中以含有浓缩铀的二氧化铀作为主成分的核燃料物质，在所述核燃料物质当中至少一部分含有可燃性毒物，所述设计方法具备下述步骤：炉心判定数据积累步骤，在该步骤中，将所述燃料组件中所含的燃料棒的根数设定为N(N为2以上的整数)，将所述燃料棒当中的封入了含有可燃性毒物的核燃料物质的装有可燃性毒物的燃料棒的根数设定为n(n为1以上且小于N的整数)，将所述核燃料物质当中的可燃性毒物的平均质量比例(质量％)设定为p，将所述燃料组件的全部根数的平均铀235的浓缩度(质量％)设定为e时，通过解析或实验来积累表示多个p·n/N与e的各个组合作为炉心是否成立的炉心判定数据；炉心判定式确定步骤，在该步骤中，基于炉心判定数据来确定判定p·n/N与e的组合作为炉心是否成立的判定式；和炉心成立与否判定步骤，在该步骤中，基于所述判定式来判定被暂时设定的所述燃料组件的构成作为炉心是否成立。

另外，本发明的一个实施方式为轻水反应堆炉心设计方法，其特征在于，其是轻水反应堆炉心的设计方法，其中，所述轻水反应堆炉心具有多个燃料组件，所述燃料组件在与长度方向垂直的方向上相互介由组件间隙而邻接并排列成正方形格子状，在所述组件间隙内配置有多个反应性控制装置，所述轻水反应堆用燃料组件具有多个平行的燃料棒，所述燃料棒在与长度方向垂直的方向上相互留有间隔地排列，所述燃料棒具有套管和被封入于所述套管内而在至少一部分中以含有浓缩铀的二氧化铀作为主成分的核燃料物质，在所述核燃料物质当中至少一部分含有可燃性毒物，所述设计方法具备下述步骤：炉心判定数据积累步骤，在该步骤中，对于所述多个燃料组件当中的至少一部分的所述燃料组件，将所述燃料组件中所含的燃料棒的根数设定为N(N为2以上的整数)，将所述燃料棒当中的封入了含有可燃性毒物的核燃料物质的装有可燃性毒物的燃料棒的根数设定为n(n为1以上且小于N的整数)，将所述核燃料物质当中的可燃性毒物的平均质量比例(质量％)设定为p，将所述燃料组件的全部根数的平均铀235的浓缩度(质量％)设定为e时，通过解析或实验来积累表示多个p·n/N与e的各个组合作为炉心是否成立的炉心判定数据；炉心判定式确定步骤，在该步骤中，基于炉心判定数据来确定判定p·n/N与e的组合作为炉心是否成立的判定式；和炉心成立与否判定步骤，在该步骤中，基于所述判定式来判定被暂时设定的所述燃料组件的构成作为炉心是否成立。

另外，本发明的一个实施方式为轻水反应堆用燃料组件，其特征在于，其是在长度方向上相互平行地延伸的多个燃料棒在与长度方向垂直的方向上相互留有间隔地平行地排列、捆扎的轻水反应堆用燃料组件，其中，所述多个燃料棒各自具有：在长度方向上延伸的套管；和被封入于所述套管内且至少一部分含有浓缩铀的以二氧化铀作为主成分的核燃料物质，所述核燃料物质当中至少一部分含有可燃性毒物，在将所述燃料组件中所含的燃料棒的根数设定为N(N为2以上的整数)，将所述燃料棒当中的封入了含有可燃性毒物的核燃料物质的燃料棒的根数设定为n(n为1以上且小于N的整数)，将所述核燃料物质当中的可燃性毒物的平均质量比例(质量％)设定为p，将所述燃料组件的全部根数的平均铀235的浓缩度(质量％)设定为e时，满足0.57e-1.8<p·n/N<0.57e-0.8的关系。

发明效果

根据本发明的实施方式，能够在轻水反应堆中降低提高了铀浓缩度时的剩余反应性。

附图说明

图1是表示本发明的一个实施方式的沸水型核反应堆炉心中的1根控制棒和将其包围的4束燃料组件及其周边的俯视断面图。

图2是详细地表示本发明的一个实施方式的沸水型核反应堆炉心中的燃料组件的内部构成的一个例子的图，是图1的II部分的示意图。

图3是详细地表示本发明的一个实施方式的沸水型核反应堆炉心中的燃料组件的内部构成的与图2不同的一个例子的图，是图1的II部分的示意图。

图4是表示构成本发明的一个实施方式的沸水型用燃料组件的燃料棒的构造的俯视断面图。

图5是表示在本发明的一个实施方式的沸水型核反应堆用燃料组件中针对可燃性毒物平均质量比例与铀浓缩度的各种组合通过解析计算而求出了炉心的成立/不成立的结果的图表的例子。

图6是表示在沸水型核反应堆中燃烧在图5的可燃性毒物平均质量比例的最佳范围内的燃料组件的情况下的循环燃耗与剩余反应性的关系的解析结果的一个例子的图表。

图7是示意地表示在本发明的一个实施方式的燃料组件的设计中使铀浓缩度上升的情况下的组件无限增值因子(也称为无限增值系数、无限增殖系数等)的变化的图表。

图8是示意地表示在本发明的一个实施方式的燃料组件的设计中与可燃性毒物的反应性变化对应的装有可燃性毒物的燃料棒根数的变化的图表。

图9是表示本发明的一个实施方式的燃料组件的设计方法的步骤的流程图。

图10是表示一般的沸水型核反应堆炉心中的控制单元中的反应性价值高的排名前10根的控制棒的控制棒反应性的图表。

符号的说明

10燃料组件、11，12燃料棒、13管箱、14水棒、20套管、21核燃料物质、30控制棒(反应性控制装置)、31核仪表装置(局部功率范围监控器、LPRM)

具体实施方式

以下，参照附图对本发明的实施方式的轻水反应堆用燃料组件、轻水反应堆炉心及轻水反应堆用燃料组件设计方法进行说明。在此，主要以沸水型核反应堆用的情况为例进行说明，但也能够适用于压水型核反应堆用的情况。

图1是表示本发明的一个实施方式的沸水型核反应堆炉心中的1根控制棒和将其包围的4根燃料组件及其周边的俯视断面图。不过，在图1中，省略了各燃料组件详细构造的图示。图2是详细地表示本发明的一个实施方式的沸水型核反应堆炉心中的燃料组件的内部构成的一个例子的图，是图1的II部分的详细的示意图。图3是详细地表示本发明的一个实施方式的沸水型核反应堆炉心中的燃料组件的内部构成的与图2不同的一个例子的图，是图1的II部分的详细的示意图。图4是表示构成本发明的一个实施方式的沸水型用燃料组件的燃料棒的构造的俯视断面图。

在沸水型核反应堆炉心中，数百束的燃料组件10在水平面内排列成正方形格子状。对于铀的浓缩度，就普通型铀燃料组件而言，以组件平均表示，例如为3.8％。例如在日本国内，现有的普通型铀燃料组件涉及的设施是以铀浓缩度低于5.0％为前提来设计的。与此相对，在本实施方式中的轻水反应堆用燃料组件10中，是高于普通型铀燃料组件的值，例如为5.0％。应予说明的是，后述示出的是铀浓缩度为5.0％的例子，但并不限定于此。只要是如后述那样地获得其效果，则也可以是超过5.0％的浓缩度或者低于5.0％的浓缩度。

在各燃料组件10内，在铅直方向上相互平行地延伸的燃料棒11、12在水平面内排列成正方形格子状(图2和图3中所示的例子中为纵横9×9的排列)。燃料组件10的铅直的外周被在铅直方向上延伸的大致呈四方筒状的管箱(Channel box)13包围。在燃料组件10的中央部配置了2根水棒14(图2和图3中以“W”表示)。水棒14为水在内部流动的筒状构造。在图2和图3中所示的例子中，水棒14为2根圆管，但也可以是1根或3根以上，另外也可以是方筒状等。

燃料棒11、12各自包含：在铅直方向上延伸的圆管状的套管20和被封入进套管20内的核燃料物质21。核燃料物质21包含含有浓缩铀的氧化铀，通常其是被成形成圆柱形的粒料，在套管20内，多个粒料沿轴向层叠。燃料棒12为装有可燃性毒物的燃料棒(图2和图3中以“G”表示)，燃料棒12内的核燃料物质21包含可燃性毒物(例如氧化钆)。燃料棒11为不含可燃性毒物的燃料棒(图2和图3中以“R”表示。)，燃料棒11内的核燃料物质21不含可燃性毒物。

对于BWR的反应性控制，考虑使用了控制单元炉心(Control cell core)的控制。这是将通常运转时的插有控制棒的单位格子制成少数的炉心设计。以4束燃料组件将通常运转时用于控制输出功率的控制棒包围而制成控制单元(也称为控制栅元)。具体而言，在控制单元内，在相互邻接的2×2排列的燃料组件10的中央配置有俯视断面形状为十字状且沿上下延伸的控制棒(反应性控制装置)30。在核反应堆的通常运转时，管箱13的外侧用轻水装满。控制棒30被构成为：沿上下方向被插入/拔出于管箱13的外侧的水中，而能够控制核反应堆输出功率。

在管箱13的外侧，从控制棒30的中心沿对角位置配置有作为核仪表装置的局部功率范围监控器(LPRM)31。

一般而言，氧化钆等可燃性毒物的热导率比氧化铀的热导率低。因此，使装有可燃性毒物的燃料棒12中的核燃料物质21中的铀235的浓缩度低于燃料组件10中所含的核燃料物质21中的铀235的浓缩度的最高值。通过该构成，从而避免装有可燃性毒物的燃料棒12的热输出功率变得比其他燃料棒的热输出功率大，能够防止装有可燃性毒物的燃料棒12的过热。

如图2和图3中所示那样，在燃料组件10中，也可设计为：在与控制棒30邻接的位置不配置装有可燃性毒物的燃料棒12。通过该构成，使得容易有助于核裂变反应的热中子被控制棒30所吸收的比例不会降低，因此能够在不使控制棒30的反应性价值降低的情况下实现炉心构成。

另外，如图2和图3中所示那样，在燃料组件10中，优选设计为：在与核仪表装置31邻接的位置不配置装有可燃性毒物的燃料棒12。通过该构成，能够在不使核仪表装置31的精度降低的情况下实现炉心构成。

另外，如图2和图3中所示那样，在燃料组件10中，对于至少1根装有可燃性毒物的燃料棒12，也可以设定为以下述方式进行配置：该燃料棒12与正方形格子状的燃料棒排列的排列方向对应的4面当中，至少1面不与其他燃料棒11、12邻接。即，将至少1根装有可燃性毒物的燃料棒12配置于例如与水棒14邻接的位置、组件最外周部的与管箱13邻接的位置。通过该构成，使得可燃性毒物容易引起吸收反应的热中子与可燃性毒物大量碰撞，中子的被可燃性毒物吸收的比例增加。因此，可燃性毒物的反应性价值升高，具有大幅地抑制剩余反应性的效果。

另外，如图2和图3中所示那样，在燃料组件10中，也可以设定为下述配置：至少一部分装有可燃性毒物的燃料棒12相互地邻接。通过装有可燃性毒物的燃料棒12彼此相邻接，使得邻接面的可燃性毒物与热中子碰撞的数量减少。因此，可燃性毒物的燃烧速度变慢，可获得下述效果：可燃性毒物的反应性比装有可燃性毒物的燃料棒12不相互邻接的情况更持续。

图5是表示在本发明的一个实施方式的沸水型核反应堆用燃料组件中针对可燃性毒物平均质量比例与铀浓缩度的各种组合通过解析计算而求出了炉心的成立/不成立的结果的图表的例子。其中，可燃性毒物平均质量比例以可燃性毒物浓度p×装有可燃性毒物的燃料棒根数比例来表示。此外，装有可燃性毒物的燃料棒根数比例以装有可燃性毒物的燃料棒根数n/燃料组件的燃料棒的总数N来表示。因此，可燃性毒物平均质量比例以p·n/N来表示。

在图5的核特性评价解析中，假定与图2和图3中所示的燃料组件是同样的构成。其中，通过假定将均质的燃料组件在水平方向上纵横无限地排列，从而能够判断炉心的成立/不成立。可燃性毒物设定为钆。

在图5的核特性评价解析中，燃料组件内的燃料棒排列设定为9×9。但是，由于燃料组件的核特性(中子谱)对炉心特性的影响大，因此只要燃料组件的氢-铀比相同，则与燃料组件内的燃料棒的数量无关，成为实质上与图5同样的结果。例如，即使是10×10排列或11×11排列，也成为实质上与图5同样的结果。

在图2的例子中，装有可燃性毒物的燃料棒12的根数为n＝24，燃料组件的燃料棒的总数为N＝74，在图3的例子中，n＝36、N＝74。

将铀浓缩度设定为e。此时，对于可燃性毒物平均质量比例(p·n/N)与铀浓缩度e的各种组合，通过解析求出了炉心是否成立。其结果如图5中所示那样，作为炉心是否成立的边界条件，得到了2条直线。即，可燃性毒物平均质量比例(p·n/N)在大于(0.57e-1.8)且小于(0.57e-0.8)的范围是可燃性毒物添加的最佳比例。即，表示该情况下的炉心成立必要条件的判定式(1)由下述式来表示：

0.57e-1.8<p·n/N<0.57e-0.8 (1)。

因此，能够使用判定式(1)来进行实际的燃料组件的设计。

另外，为了各种条件不同的燃料组件的设计，通过符合该条件的解析或实验，从而针对足够的数量的可燃性毒物平均质量比例(p·n/N)与铀浓缩度e的各种组合，通过解析求出炉心是否成立，由此可积累数据，得到该条件下的与图5相当的图表。基于该图表，可得到该条件下的与判定式(1)相当的其他的判定式。

就判定式而言，一般认为以下的判定式(2)的形式是适当的。

a1·e-b<p·n/N<a2·e-c (2)

其中，a1、a2、b和c为正的常数，a1≥a2。

上述判定式(1)、(2)为一次式，除了一次式以外也可以有2次式、其他的各种式子。

图6是表示在沸水型核反应堆中燃烧在图5的可燃性毒物平均质量比例的最佳范围内的燃料组件的情况下的循环燃耗与剩余反应性的关系的解析结果的一个例子的图表。图7是示意地表示在本发明的一个实施方式的燃料组件的设计中使铀浓缩度上升的情况下的组件无限增殖因子的变化的图表。图8是示意地表示在本发明的一个实施方式的燃料组件的设计中与可燃性毒物的反应性变化对应的装有可燃性毒物的燃料棒根数的变化的图表。应予说明的是，图7和图8都表示的是直线，但这些是示意地表示不一定都是直线。

其中，图10是表示现在典型的BWR控制单元炉心中的反应性价值高的排名前10根的控制棒的控制棒反应性的值的图。如图10中所示那样，该控制单元的控制棒反应性价值最大为略微高于0.1％Δk的程度。在改良型沸水型轻水反应堆(ABWR)的情况下，控制单元最大为29个，因此凭借控制单元所能够控制的剩余反应性最大为3％Δk以下。

通过将燃料组件10的可燃性毒物平均质量比例(p·n/N)与铀浓缩度e的组合按照成为满足判定式(1)或(2)的范围的方式来设计，从而如图6中所示那样，能够使核反应堆运转循环期间中的剩余反应性通过控制棒按照成为能够进行反应性控制的0～3.0％Δk的方式来设计。这是根据：图7中所示的使铀浓缩度e变化为(e+Δe)时的反应性变化量(ΔS(Δe))与图8中所示的因装有可燃性毒物的燃料棒的组件内的根数n和平均添加质量比例而变化的作为吸收材料的反应性变化量(ΔS(ΔGd))是一致的。即，通过使可燃性毒物的总量只变化ΔGd，从而能够补偿铀浓缩度e的变化Δe。

接下来，按照图9对利用以上所说明的研究结果来设计轻水反应堆用燃料组件的方法进行说明。图9是表示本发明的一个实施方式的燃料组件的设计方法的步骤的流程图。

首先，以规定的范围假定轻水反应堆用燃料组件的构成，针对可燃性毒物平均质量比例(p·n/N)与铀浓缩度e的各种组合，通过解析计算或实验求出炉心的成立/不成立，如图5中所示那样，积累炉心成立与否判定数据(步骤S10)。

接着，基于步骤S10中所得到的炉心成立与否判定数据，如判定式(1)、(2)那样地确定针对可燃性毒物平均质量比例(p·n/N)与铀浓缩度e的各种组合的炉心成立与否判定式(步骤S11)。

接着，具体地假定轻水反应堆用燃料组件的可燃性毒物平均质量比例(p·n/N)与铀浓缩度e的组合(步骤S12)，对于该组合，基于步骤S11中所得到的炉心成立与否判定式来判定炉心成立与否(步骤S13)。

在步骤S13的结果为炉心不成立(No)的情况下，变更可燃性毒物平均质量比例(p·n/N)与铀浓缩度e的组合，再次进行步骤S12、S13。在步骤S13的结果为炉心成立(Yes)的情况下，根据此时的可燃性毒物平均质量比例(p·n/N)与铀浓缩度e的组合，确定为燃料组件的设计(步骤S14)。

根据以上说明的设计方法，在轻水反应堆中，能够降低使铀浓缩度提高时的剩余反应性。另外，通过预先确定炉心成立与否判定式，从而在具体的燃料组件设计中，能够针对变更了各种参数的情况简单地确认炉心成立与否，能够谋求设计作业的迅速化和省力化。

在该实施方式中，作为在核燃料物质中所添加的可燃性毒物，优选为含有钆的化合物或者含有铒的化合物或者含有硼的化合物。

此外，在核燃料物质中所添加的可燃性毒物为氧化钆的情况下，优选其最高质量比例低于20质量％。这是因为，如果氧化钆的最高质量比例为20质量％以上，则氧化钆与氧化铀的混合物难以生成固溶体。

作为在此说明的实施方式中的可燃性毒物，优选使用进行了奇数质量数(例如155或157)的钆的浓缩的钆。由此，钆具有的吸收截面积变大，因此可获得使可燃性毒物的添加量变少的效果。

另外，通过在包含控制单元的轻水反应堆炉心装载燃料组件，从而获得如下效果：将因控制棒的动作所产生的反应性变化范围抑制得小，容易满足轻水反应堆炉心中的燃料组件的热稳定性。

以上，对本发明的几个实施方式进行了说明，但这些实施方式是作为例子给出的，并非旨在限定发明的范围。这些实施方式可以以其他各种形态实施，在不脱离发明主旨的范围内可进行各种省略、替换、变更、组合。这些实施方式及其变形与包含在发明的范围及主旨中同样地包含在专利权利要求书中所记载的发明及其同等的范围内。

Claims (12)

1.一种轻水反应堆用燃料组件设计方法，其特征在于，

其是轻水反应堆用燃料组件的设计方法，

其中，所述轻水反应堆用燃料组件具有多个平行的燃料棒，

所述燃料棒在与长度方向垂直的方向上相互留有间隔地排列，

所述燃料棒具有套管和被封入于所述套管内而在至少一部分中以含有浓缩铀的二氧化铀作为主成分的核燃料物质，

在所述核燃料物质当中至少一部分含有可燃性毒物，

所述设计方法具备下述步骤：

炉心判定数据积累步骤，在该步骤中，将所述燃料组件中所含的燃料棒的根数设定为N，将所述燃料棒中的封入了含有可燃性毒物的核燃料物质的装有可燃性毒物的燃料棒的根数设定为n，将所述n根的装有可燃性毒物的燃料棒内的核燃料物质中的可燃性毒物的浓度设定为p，将所述燃料组件的全部根数的平均铀235的浓缩度设定为e时，通过解析或实验来积累表示多个p·n/N与e的各个组合作为炉心是否成立的炉心判定数据，所述N为2以上的整数，所述n为1以上且小于N的整数，所述浓度为质量％，所述浓缩度为质量％；

炉心判定式确定步骤，在该步骤中，基于炉心判定数据确定判定p·n/N与e的组合作为炉心是否成立的判定式；和

炉心成立与否判定步骤，在该步骤中，基于所述判定式来判定被暂时设定的所述燃料组件的构成作为炉心是否成立，

所述判定式是使用正的常数a1、a2、b和c而将炉心成立的条件设定为a1·e-b<p·n/N<a2·e-c的判定式，其中，a1≥a2，

所述e为5％以上，

将所述常数a1和a2设定为0.57，将所述常数b设定为1.8，将所述常数c设定为0.8。

2.根据权利要求1所述的轻水反应堆用燃料组件设计方法，其特征在于，所述含有可燃性毒物的核燃料物质中的铀235浓缩度低于所述燃料组件中所含的核燃料物质的铀235浓缩度的最高值。

3.根据权利要求1所述的轻水反应堆用燃料组件设计方法，其特征在于，

在所述燃料组件内，所述燃料棒被排列成正方形格子状，

至少1根所述装有可燃性毒物的燃料棒在与所述正方形格子状的排列方向对应的4面当中，至少1面不与其他燃料棒邻接。

4.根据权利要求1所述的轻水反应堆用燃料组件设计方法，其特征在于，

在所述燃料组件内，所述燃料棒被排列成正方形格子状，

至少1根所述装有可燃性毒物的燃料棒在与所述正方形格子状的燃料棒排列的排列方向对应的4面当中，至少1面与其他的所述装有可燃性毒物的燃料棒邻接。

5.根据权利要求1所述的轻水反应堆用燃料组件设计方法，其特征在于，在所述核燃料物质中所添加的可燃性毒物为含钆的化合物或者含铒的化合物或者含硼的化合物。

6.根据权利要求1所述的轻水反应堆用燃料组件设计方法，其特征在于，在所述核燃料物质中所添加的可燃性毒物为氧化钆，其最高质量比例低于20质量％。

7.根据权利要求1所述的轻水反应堆用燃料组件设计方法，其特征在于，在所述核燃料物质中所添加的可燃性毒物为含钆的化合物，且奇数质量数的钆比天然钆更加浓缩。

8.一种轻水反应堆炉心设计方法，其特征在于，

其是轻水反应堆炉心的设计方法，

其中，所述轻水反应堆炉心具有多个燃料组件，

所述燃料组件在与长度方向垂直的方向上相互介由组件间隙而邻接并排列成正方形格子状，

在所述组件间隙内配置有多个反应性控制装置，

所述轻水反应堆用燃料组件具有多个平行的燃料棒，

所述燃料棒在与长度方向垂直的方向上相互留有间隔地排列，

所述燃料棒具有套管和被封入于所述套管内而在至少一部分中以含有浓缩铀的二氧化铀作为主成分的核燃料物质，

在所述核燃料物质当中至少一部分含有可燃性毒物，

所述设计方法具备下述步骤：

炉心判定数据积累步骤，在该步骤中，对于所述多个燃料组件中的至少一部分的所述燃料组件，将所述燃料组件中所含的燃料棒的根数设定为N，将所述燃料棒当中的封入了含有可燃性毒物的核燃料物质的装有可燃性毒物的燃料棒的根数设定为n，将所述n根的装有可燃性毒物的燃料棒内的核燃料物质当中的可燃性毒物的浓度设定为p，将所述燃料组件的全部根数的平均铀235的浓缩度设定为e时，通过解析或实验来积累表示多个p·n/N与e的各个组合作为炉心是否成立的炉心判定数据，所述N为2以上的整数，所述n为1以上且小于N的整数，所述浓度为质量％，所述浓缩度为质量％；

炉心判定式确定步骤，在该步骤中，基于炉心判定数据来确定判定p·n/N与e的组合作为炉心是否成立的判定式；和

炉心成立与否判定步骤，在该步骤中，基于所述判定式来判定被暂时设定的所述燃料组件的构成作为炉心是否成立，

所述判定式是使用正的常数a1、a2、b和c而将炉心成立的条件设定为a1·e-b<p·n/N<a2·e-c的判定式，其中，a1≥a2，

所述e为5％以上，

将所述常数a1和a2设定为0.57，将所述常数b设定为1.8，将所述常数c设定为0.8。

9.根据权利要求8所述的轻水反应堆炉心设计方法，其特征在于，所述装有可燃性毒物的燃料棒配置于所述燃料组件中与所述反应性控制装置不邻接的位置。

10.根据权利要求8所述的轻水反应堆炉心设计方法，其特征在于，所述轻水反应堆炉心进一步具备核仪表装置，所述核仪表装置配置于与配置有所述反应性控制装置的所述组件间隙不同的所述组件间隙内，所述装有可燃性毒物的燃料棒配置于与所述核仪表装置不邻接的位置。

11.根据权利要求8所述的轻水反应堆炉心设计方法，其特征在于，

所述多个燃料组件的一部分燃料组件构成与所述反应性控制装置邻接且包围该反应性控制装置的控制单元，

所述炉心成立与否判定步骤是用构成所述控制单元的所述燃料组件、针对被暂时设定的所述燃料组件的构成、基于在所述炉心判定式确定步骤中所确定的判定式来判定炉心的成立与否的。

12.一种轻水反应堆用燃料组件，其特征在于，

其是在长度方向上相互平行地延伸的多个燃料棒在与长度方向垂直的方向上相互留有间隔地平行地排列、捆扎的轻水反应堆用燃料组件，

其中，所述多个燃料棒各自具有：

在长度方向上延伸的套管；和

被封入于所述套管内且至少一部分含有浓缩铀的以二氧化铀作为主成分的核燃料物质，

所述核燃料物质中至少一部分含有可燃性毒物，

在将所述燃料组件中所含的燃料棒的根数设定为N，将所述燃料棒当中的封入了含有可燃性毒物的核燃料物质的燃料棒的根数设定为n，将所述n根的装有可燃性毒物的燃料棒内的核燃料物质中的可燃性毒物的浓度设定为p，将所述燃料组件的全部根数的平均铀235的浓缩度设定为e时，所述e为5％以上，满足0.57e-1.8<p·n/N<0.57e-0.8的关系，所述N为2以上的整数，所述n为1以上且小于N的整数，所述浓度为质量％，所述浓缩度为质量％。

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