JP2003185775A

JP2003185775A - Fuel assembly

Info

Publication number: JP2003185775A
Application number: JP2001384224A
Authority: JP
Inventors: Ryoji Masumi; 亮司桝見; Hiroko Haraguchi; 裕子原口; Masahiko Kuroki; 政彦黒木; Daisuke Goto; 大輔後藤; Jun Saeki; 潤佐伯
Original assignee: Global Nuclear Fuel Japan Co Ltd
Current assignee: Global Nuclear Fuel Japan Co Ltd
Priority date: 2001-12-18
Filing date: 2001-12-18
Publication date: 2003-07-03
Anticipated expiration: 2021-12-18
Also published as: JP3598092B2

Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a fuel assembly capable of enhancing thermal tolerance by flattening the distribution of axial outputs even when it is operated cyclically for a long period of time. <P>SOLUTION: In the fuel assembly 100 for a boiling water reactor, a plurality of absorber-free fuel rods (fuel rod numbers 1, 2 and 3) containing uranium oxide and a plurality of absorber-added fuel rods (fuel rod numbers 2A, 2B and 2C) where gadolinium is added to uranium oxide are arranged in the form of a square grid with nine rows and nine columns. The fuel rods 1 (fuel rod numbers 2A, 2B and 2C) differ in the axial length of an area 13 where gadolinium is added and a concentration of the gadolinium in the added area 13 is axially uniform and approximately 7.0 wt.%. <P>COPYRIGHT: (C)2003,JPO

Description

Detailed Description of the Invention

【０００１】[0001]

【発明の属する技術的分野】本発明は、沸騰水型原子炉
に装荷する燃料集合体に係わり、特に、長期サイクル運
転に配慮した燃料集合体に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a fuel assembly loaded in a boiling water reactor, and more particularly to a fuel assembly designed for long-term cycle operation.

【０００２】[0002]

【従来の技術】沸騰水型原子炉の炉心は、その多数の燃
料集合体と、その間に挿抜自在に設けられた十字型制御
棒とにより形成される。燃料集合体は、燃料被覆管内に
酸化ウランなどの各分裂性物質からなる燃料ペレットを
多数充填した複数の燃料棒から構成されている。運転開
始時（サイクル初期）には、サイクル末期まで所定の出
力で臨界を維持するために必要な量の核分裂性物質を新
しい燃料集合体として装荷する。サイクル初期で余剰と
なる反応度は、制御棒による反応度抑制効果に加えて、
燃料棒にガドリニア等の可燃性吸収材を添加することに
より制御されている。この原理を以下に説明する。2. Description of the Related Art The core of a boiling water nuclear reactor is formed by a large number of fuel assemblies and cross-shaped control rods that can be inserted and removed between them. The fuel assembly is composed of a plurality of fuel rods in which a large number of fuel pellets made of each fissionable material such as uranium oxide are filled in the fuel cladding tube. At the start of operation (early cycle), a new fuel assembly is loaded with the amount of fissile material required to maintain the criticality at a predetermined output until the end of the cycle. The excess reactivity at the beginning of the cycle, in addition to the reactivity suppression effect of the control rod,
It is controlled by adding a combustible absorber such as gadolinia to the fuel rod. This principle will be described below.

【０００３】核分裂によって発生した高速中性子は、燃
料棒のまわりやチャンネルボックス外側にある減速材
（冷却水）によって減速され、燃料棒のまわりに熱中性
子として戻ってくる。この熱中性子は、燃料棒中のウラ
ン−２３５等の核分裂性物質に吸収され、再び核分裂を
起こす。可燃性吸収材を添加した燃料棒では、ウラン−
２３５だけでなく可燃性吸収材によって熱中性子が吸収
されるため、通常の燃料棒に比べて燃料棒内部の熱中性
子束が小さくなり、燃料寿命初期の無限増倍率を抑制す
る効果がある。Fast neutrons generated by nuclear fission are decelerated by moderators (cooling water) around the fuel rods and outside the channel box, and return as thermal neutrons around the fuel rods. This thermal neutron is absorbed by the fissile material such as uranium-235 in the fuel rod, and causes fission again. For fuel rods containing flammable absorbers, uranium-
Since thermal neutrons are absorbed not only by 235 but also by the flammable absorber, the thermal neutron flux inside the fuel rod becomes smaller than that of a normal fuel rod, and there is an effect of suppressing the infinite multiplication factor at the beginning of the fuel life.

【０００４】燃焼が進行すると可燃性吸収材が燃え尽き
ることから無限増倍率抑制効果がなくなるが、燃焼に伴
い燃料中に含まれる核分裂性物質であるウラン−２３５
の含有量も減少することから、この可燃性吸収材の濃度
を適切に調整することにより、燃料寿命初期から可燃性
吸収材が燃え尽きる期間での低温時における制御棒挿入
状態および引抜き状態の無限増倍率を抑制し、運転サイ
クルを通じて必要な炉停止余裕を確保することができ
る。一般には、可燃性吸収材の濃度は、原子炉の運転サ
イクル末期でほぼ燃え尽きるように調整される。When combustion progresses, the inflammable absorber burns out, and the effect of suppressing the infinite multiplication factor disappears. However, uranium-235, which is a fissile substance contained in the fuel during combustion, disappears.
Since the content of the flammable absorbent will also decrease, by properly adjusting the concentration of this flammable absorbent, the control rod insertion state and the withdrawal state can be increased infinitely at low temperature during the period when the flammable absorbent burns out from the beginning of the fuel life. It is possible to suppress the magnification and to secure the necessary shutdown margin through the operation cycle. Generally, the concentration of the combustible absorber is adjusted so that it is almost burned out at the end of the operating cycle of the reactor.

【０００５】可燃性吸収材のもう一つの機能として、軸
方向出力分布の制御が挙げられる。例えば、特開平８−
２８５９７６号公報に記載のように、軸方向のウラン濃
縮度分布を上部で高くかつ下部で低くするとともに、可
燃性吸収材の濃度を上部で低くかつ下部で高くすること
により、軸方向出力分布の平坦化を図る構成が既に提唱
されている。Another function of the flammable absorber is to control the axial power distribution. For example, Japanese Patent Laid-Open No. 8-
As described in Japanese Patent No. 285976, by making the axial uranium enrichment distribution high in the upper part and low in the lower part, and making the concentration of the combustible absorbent low in the upper part and high in the lower part, A structure for flattening has already been proposed.

【０００６】[0006]

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上記従
来技術には以下の課題が存在する。すなわち、原子炉の
運転期間が１２〜１８ヶ月で平均取出燃焼度が４５ＧＷ
ｄ／ｔ程度であれば、上記の従来技術により軸方向出力
分布の平坦化は十分に可能である。しかしながら、近
年、米国等で設備利用率向上等の観点から、２２ヶ月連
続運転（定期検査の約２ヶ月を含めて２４ヶ月運転）の
ような長期サイクル運転が計画される動向にある。この
ような場合には、現行の４５ＧＷｄ／ｔ程度の取出燃焼
度を達成するために必要な平均ウラン濃縮度が４％を超
える。この場合、現在の燃料ペレットの製造技術では燃
料集合体に適用できる最高ウラン濃縮度が５％にとどま
るという制約があることから、軸方向に濃縮度分布を設
けることが困難になる。However, the above-mentioned conventional techniques have the following problems. That is, the operation period of the reactor is 12 to 18 months, and the average burnup is 45 GW.
If it is about d / t, the axial output distribution can be sufficiently flattened by the above conventional technique. However, in recent years, a long-term cycle operation such as a 22-month continuous operation (24-month operation including about 2 months of regular inspection) is being planned in the United States and the like from the viewpoint of improving the facility utilization rate. In such a case, the average uranium enrichment required to achieve the current take-out burnup of about 45 GWd / t exceeds 4%. In this case, it is difficult to provide the enrichment distribution in the axial direction because the maximum uranium enrichment applicable to the fuel assembly is limited to 5% in the current fuel pellet manufacturing technology.

【０００７】また、平均ウラン濃縮度の増加に伴い余剰
反応度の抑制に必要な可燃性吸収材の平均濃度も高くな
る。ここで、前述したように可燃性吸収材を添加した燃
料棒では燃料寿命初期の無限増倍率を抑制する効果があ
るが、その可燃性吸収材の反応度制御能力は熱中性子束
と添加濃度との積にほぼ比例する。このため、上記のよ
うに可燃性吸収材の添加濃度を高くしても、熱中性子束
が逆に低下することから、トータルで見た可燃性吸収材
の反応度制御能力はあまり増加しない（自己遮蔽効
果）。すなわち、可燃性吸収材の添加濃度が比較的高い
場合には、上記従来技術のように可燃性吸収材の添加濃
度に軸方向に多少差をつけても上記自己遮蔽効果により
反応度制御能力（吸収断面積）の変化が小さい。したが
って、軸方向出力分布を可燃性吸収材の濃度差で制御す
ることは困難となる。この結果、軸方向出力分布の平坦
化を図るのが困難となり、軸方向出力ピーキング係数が
増大して最大線出力密度に対する熱的余裕が減少する。Further, as the average uranium enrichment increases, the average concentration of the combustible absorbent required for suppressing the excess reactivity also increases. Here, as described above, in the fuel rod to which the combustible absorber is added, it has an effect of suppressing the infinite multiplication factor in the initial stage of the fuel life, but the reactivity control ability of the combustible absorber has a thermal neutron flux and an addition concentration. Is almost proportional to the product of Therefore, even if the addition concentration of the combustible absorbent is increased as described above, the thermal neutron flux is decreased conversely, and the reactivity control ability of the combustible absorbent as a whole does not increase much (self Shielding effect). That is, when the addition concentration of the combustible absorbent is relatively high, the reactivity control ability (the self-shielding effect) ( The change in absorption cross section) is small. Therefore, it is difficult to control the axial power distribution by the difference in the concentration of the combustible absorbent. As a result, it becomes difficult to flatten the axial power distribution, the axial power peaking coefficient increases, and the thermal margin for the maximum linear power density decreases.

【０００８】本発明の目的は、長期サイクル運転時にお
いても軸方向出力分布の平坦化を図れ、熱的余裕を向上
できる燃料集合体を提供することにある。An object of the present invention is to provide a fuel assembly capable of flattening an axial power distribution even during long-term cycle operation and improving a thermal margin.

【０００９】[0009]

【課題を解決するための手段】（１）上記目的を達成す
るために、本発明は、核分裂性物質を含む複数の吸収材
非添加燃料棒と核分裂性物質に可燃性吸収材を添加した
複数の吸収材添加燃料棒とを、ｎを整数としたｎ行ｎ列
の正方格子状に配列した沸騰水型原子炉用の燃料集合体
において、前記吸収材添加燃料棒は、前記可燃性吸収材
を添加した領域の軸方向長さが互いに異なり、かつその
添加領域において前記可燃性吸収材の濃度が軸方向にほ
ぼ一様である複数種類の燃料棒を含む。[Means for Solving the Problems] (1) In order to achieve the above object, the present invention provides a plurality of fuel rods containing no fissionable material and a plurality of fuel rods containing no fissionable material and a fissionable material with a flammable absorption material added thereto. In the fuel assembly for a boiling water nuclear reactor, wherein the absorbent-added fuel rods are arranged in a square lattice of n rows and n columns where n is an integer, the absorbent-added fuel rods are the combustible absorbents. A plurality of types of fuel rods in which the lengths of the regions added with are different from each other in the axial direction and the concentration of the combustible absorbent in the added regions are substantially uniform in the axial direction.

【００１０】設備利用率向上等の観点から計画されてい
る長期サイクル運転の場合、平均ウラン濃縮度の増加に
伴い余剰反応度の抑制に必要な可燃性吸収材の平均濃度
も高くなる。可燃性吸収材の反応度制御能力は熱中性子
束と添加濃度との積にほぼ比例し、可燃性吸収材の添加
濃度を高くしても熱中性子束が逆に低下する結果反応度
制御能力はあまり増加しないことから、可燃性吸収材の
添加濃度に軸方向に差をつけても反応度制御能力の変化
が小さく、軸方向出力分布を可燃性吸収材の濃度差で制
御するのは困難である。In the case of a long-term cycle operation planned from the viewpoint of improving the facility utilization factor, the average concentration of the combustible absorbent required to suppress the excess reactivity also increases as the average uranium enrichment increases. The reactivity controllability of the flammable absorber is almost proportional to the product of the thermal neutron flux and the additive concentration, and even if the additive concentration of the combustible absorber is increased, the thermal neutron flux decreases conversely. Since it does not increase so much, even if the addition concentration of the combustible absorber is made to differ in the axial direction, the change in reactivity control capacity is small, and it is difficult to control the axial output distribution by the difference in the concentration of the combustible absorber. is there.

【００１１】これに対し、本発明においては、複数の種
類の燃料棒について、それぞれ可燃性吸収材の濃度を軸
方向にほぼ一様としつつ、可燃性吸収材を添加した領域
の軸方向長さが各種類ごとに互いに異なるようにする。
すなわち、例えば燃料集合体上部水平断面、中央部水平
断面、下部水平断面において可燃性吸収材添加燃料棒の
本数が異なるようにする。このように、軸方向に可燃性
吸収材添加燃料棒の本数を調整する場合、例えば正方格
子状配列における行方向にも列方向にも互いに隣接しな
いように配置する等、各可燃性吸収材添加燃料棒が互い
にあまり近接しないようにすることで、各燃料棒のまわ
りの熱中性子束がほとんど変わらないようにすることが
できる。この結果、可燃性吸収材添加燃料棒の本数にほ
ぼ比例させて、反応度制御能力を変化させることができ
る。すなわち、上記のように軸方向に可燃性吸収材添加
燃料棒の本数を異ならせることで軸方向出力分布を確実
に制御することができるので、長期サイクル運転時にお
いても軸方向出力分布の平坦化を図り、熱的余裕を向上
することができる。On the other hand, in the present invention, the axial length of the region to which the combustible absorbent is added is made uniform while the concentration of the combustible absorbent is made substantially uniform in each of the plurality of types of fuel rods. Should be different for each type.
That is, for example, the number of combustible absorbent-added fuel rods is made different in the upper horizontal cross section, the central horizontal cross section, and the lower horizontal cross section of the fuel assembly. In this way, when adjusting the number of combustible absorbent-added fuel rods in the axial direction, for example, disposing the combustible absorbent-added fuel rods so that they are not adjacent to each other in the row direction or the column direction in a square lattice array, etc. By keeping the fuel rods not too close to each other, the thermal neutron flux around each fuel rod can be kept substantially unchanged. As a result, it is possible to change the reactivity control capability in proportion to the number of the fuel rods containing the combustible absorbent. That is, since the axial power distribution can be reliably controlled by varying the number of combustible absorbent-added fuel rods in the axial direction as described above, the axial power distribution can be flattened even during long-term cycle operation. Therefore, the thermal margin can be improved.

【００１２】（２）上記（１）において、好ましくは、
前記吸収材添加燃料棒は、前記可燃性吸収材の濃度が互
いにほぼ同一である。(2) In the above (1), preferably,
The absorbent-added fuel rods have substantially the same concentration of the combustible absorbent.

【００１３】（３）上記（１）又は（２）において、ま
た好ましくは、前記複数の吸収材添加燃料棒のそれぞれ
を、前記正方格子状配列における行方向にも列方向にも
互いに隣接しないように配置する。(3) In the above (1) or (2), and preferably, the plurality of absorbent-added fuel rods are not adjacent to each other in the row or column direction in the square lattice array. To place.

【００１４】（４）上記（１）乃至（３）において、ま
た好ましくは、前記吸収材添加燃料棒は、上下端部の劣
化ウラン又は天然ウランあるいは低濃縮ウラン領域を除
いてウラン濃縮度が軸方向にほぼ一様である。(4) In the above (1) to (3), and preferably, the absorbent-added fuel rod has a uranium enrichment concentration other than the depleted uranium or natural uranium or low enriched uranium regions at the upper and lower ends. It is almost uniform in the direction.

【００１５】（５）上記（１）乃至（４）において、ま
た好ましくは、燃料集合体平均のウラン濃縮度が未燃焼
時に４％以上５％以下である。(5) In the above (1) to (4), and more preferably, the average uranium enrichment of the fuel assembly is 4% or more and 5% or less when unburned.

【００１６】平均濃縮度４％以上の燃料集合体において
は、現在の燃料ペレットの製造技術では燃料集合体に適
用できる最高ウラン濃縮度が５％にとどまるという制約
があることから、上下端に天然ウラン領域を設けるとそ
れ以外の高濃縮ウラン領域について軸方向に濃縮度分布
を設けることが困難となる。本発明においては、前述し
たようにこのような場合でも上記（１）のように可燃性
吸収材を添加する領域の軸方向長さの異なる複数種類の
燃料棒を設けることにより、長期サイクル運転時におい
ても軸方向出力分布を確実に平坦化でき、熱的余裕を向
上することができる。In a fuel assembly having an average enrichment of 4% or more, the maximum uranium enrichment applicable to the fuel assembly is limited to 5% in the current fuel pellet manufacturing technology. When the uranium region is provided, it becomes difficult to provide the enrichment distribution in the axial direction for the other highly enriched uranium regions. In the present invention, as described above, even in such a case, by providing a plurality of types of fuel rods having different axial lengths of the region to which the combustible absorbent is added as described in (1) above, during long-term cycle operation Also in the case of (1), the output distribution in the axial direction can be surely flattened, and the thermal margin can be improved.

【００１７】（６）上記（１）乃至（４）において、ま
た好ましくは、前記吸収材添加燃料棒に添加した可燃性
吸収材はガドリニアであり、その未燃焼時の添加濃度を
５％以上とする。(6) In the above (1) to (4), and more preferably, the combustible absorbent added to the absorbent-added fuel rod is gadolinia, and the additive concentration in the unburned state is 5% or more. To do.

【００１８】１８ヶ月以上の運転期間を通じて余剰反応
度を適正な範囲に制御するためには５％以上の濃度を有
するガドリニア入り燃料棒が必要である。このように高
い濃度のガドリニアを用いると、自己遮蔽効果により、
濃度増加に対して中性子吸収断面積の増大効果がほぼ飽
和しているため、ガドリニア濃度差による軸方向出力分
布制御は特に困難である。前述したように、このような
場合でも上記（１）のように可燃性吸収材を添加する領
域の軸方向長さの異なる複数種類の燃料棒を設けること
により、長期サイクル運転時においても軸方向出力分布
を確実に平坦化でき、熱的余裕を向上することができ
る。A gadolinia-containing fuel rod having a concentration of 5% or more is required in order to control the excess reactivity within a proper range over the operation period of 18 months or more. By using gadolinia with such a high concentration, due to the self-shielding effect,
Since the effect of increasing the neutron absorption cross section is almost saturated with increasing concentration, axial power distribution control by gadolinia concentration difference is particularly difficult. As described above, even in such a case, as described in (1) above, by providing a plurality of types of fuel rods having different axial lengths in the region where the combustible absorber is added, the axial direction can be maintained even during long-term cycle operation. The output distribution can be surely flattened, and the thermal margin can be improved.

【００１９】（７）上記（１）又は（２）において、ま
た好ましくは、前記吸収材添加燃料棒は、前記可燃性吸
収材を添加した領域の軸方向長さが最も大きい複数の第
１燃料棒と、中間の複数の第２燃料棒と、最も小さい複
数の第３燃料棒とを含む。(7) In the above (1) or (2), and more preferably, the absorbent-added fuel rod has a plurality of first fuels in which the region in which the combustible absorbent is added has the largest axial length. A rod, a plurality of intermediate second fuel rods, and a plurality of smallest third fuel rods.

【００２０】（８）上記（７）において、さらに好まし
くは、前記第２燃料棒の全燃料棒に占める本数割合を約
４〜約８％とし、前記第３燃料棒の全燃料棒に占める本
数割合を約３〜約６％とする。(8) In the above item (7), more preferably, the ratio of the number of the second fuel rods to all the fuel rods is about 4 to about 8%, and the number of the third fuel rods to all the fuel rods is set. The ratio is about 3 to about 6%.

【００２１】沸騰水型原子炉では、減速材ボイド率に軸
方向分布があり、例えば軸方向下部がボイド率０％、軸
方向中央部がボイド率４０％、軸方向上部がボイド率７
０％に相当する。このため、中性子の減速効果が軸方向
位置で異なり、出力分布は、減速が十分に行われる炉心
下部で高く、減速が不足する炉心上部で低くなる傾向と
なる。In a boiling water reactor, the moderator void fraction has an axial distribution, and for example, the lower axial portion has a void fraction of 0%, the central axial portion has a void fraction of 40%, and the upper axial portion has a void fraction of 7%.
It corresponds to 0%. Therefore, the neutron moderating effect differs depending on the axial position, and the power distribution tends to be higher in the lower core where deceleration is sufficiently performed and lower in the upper core where deceleration is insufficient.

【００２２】これをボイド反応度に置き換えて考える
と、まず、軸方向下部と軸方向中央部との間について
は、沸騰水型原子炉の通常の運転条件範囲Ｈ／Ｕ＝２．
７〜３．２のうち、例えばＨ／Ｕ＝２．７程度の場合、
軸方向下部と軸方向中央部とのボイド反応度差は、約
２．６％Δｋとなる。この反応度差を可変性吸収材の反
応度価値で補おうとする場合、ある断面で見た全燃料棒
本数に占める本数割合約６％に相当することとなる。添
加領域長さが最短である第３燃料棒の添加領域を軸方向
下部から軸方向中央部までにほぼ位置させたとすると、
この第３燃料棒の本数割合を約６％とすればよいことに
なる。同様に例えばＨ／Ｕ＝３．２程度の場合、軸方向
下部と軸方向中央部とのボイド反応度差は、約１．５％
Δｋとなり、ある断面で見た全燃料棒本数に占める本数
割合約３％に相当することとなる。添加領域長さが最短
である第３燃料棒の添加領域を軸方向下部から軸方向中
央部までにほぼ位置させたとすると、この第３燃料棒の
本数割合を約３％とすればよいことになる。したがっ
て、通常の沸騰水型原子炉の通常の運転条件範囲におい
ては、第３燃料棒の全燃料棒に占める本数割合を約３〜
６％とすれば、軸方向下部と軸方向中央部との間の反応
度差を可変性吸収材の反応度価値で補い、これらの間の
軸方向出力分布を平坦化できる。Considering this as void reactivity, first, the normal operating condition range of the boiling water reactor H / U = 2.
Of 7 to 3.2, for example, when H / U = 2.7,
The difference in void reactivity between the lower portion in the axial direction and the central portion in the axial direction is about 2.6% Δk. When this reactivity difference is to be compensated by the reactivity value of the variable absorbent, the proportion of the total number of fuel rods in a certain cross section is about 6%. Assuming that the addition region of the third fuel rod having the shortest addition region length is located substantially from the axially lower portion to the axially central portion,
The number ratio of the third fuel rods should be about 6%. Similarly, for example, when H / U = 3.2, the difference in void reactivity between the lower axial portion and the central axial portion is about 1.5%.
It becomes Δk, which corresponds to about 3% of the number of all fuel rods in a certain cross section. Assuming that the addition region of the third fuel rod having the shortest addition region length is located substantially from the axially lower portion to the axially central portion, the number ratio of the third fuel rods should be about 3%. Become. Therefore, in the normal operating condition range of a normal boiling water reactor, the number ratio of the third fuel rods to all the fuel rods is about 3 to.
If it is 6%, the reactivity difference between the axial lower portion and the axial central portion can be compensated by the reactivity value of the variable absorber, and the axial power distribution between them can be flattened.

【００２３】同様に、軸方向中央部と軸方向上部との間
については、沸騰水型原子炉の通常の運転条件範囲Ｈ／
Ｕ＝２．７〜３．２のうち、例えばＨ／Ｕ＝２．７程度
の場合、軸方向中央部と軸方向上部とのボイド反応度差
は、約３．３％Δｋとなる。この反応度差を可変性吸収
材の反応度価値で補おうとする場合、ある断面で見た全
燃料棒本数に占める本数割合約８％に相当することとな
る。添加領域長さが中間である第２燃料棒の添加領域を
軸方向中央部から軸方向上部までにほぼ位置させたとす
ると、この第２燃料棒の本数割合を約８％とすればよい
ことになる。同様に例えばＨ／Ｕ＝３．２程度の場合、
軸方向下部と軸方向中央部とのボイド反応度差は、約
２．１％Δｋとなり、ある断面で見た全燃料棒本数に占
める本数割合約４％に相当することとなる。添加領域長
さが中間である第２燃料棒の添加領域を軸方向中央部か
ら軸方向上部までにほぼ位置させたとすると、この第２
燃料棒の本数割合を約４％とすればよいことになる。し
たがって、通常の沸騰水型原子炉の通常の運転条件範囲
においては、第２燃料棒の全燃料棒に占める本数割合を
約４〜８％とすれば、軸方向中央部と軸方向上部との間
の反応度差を可変性吸収材の反応度価値で補い、これら
の間の軸方向出力分布を平坦化できる。以上により、軸
方向下部から軸方向上部まで、軸方向出力分布を確実に
平坦化することができる。Similarly, between the central portion in the axial direction and the upper portion in the axial direction, the normal operating condition range H /
Among U = 2.7 to 3.2, for example, in the case of H / U = 2.7, the difference in void reactivity between the central portion in the axial direction and the upper portion in the axial direction is about 3.3% Δk. When this reactivity difference is to be compensated by the reactivity value of the variable absorber, the proportion of the total number of fuel rods in a certain cross section corresponds to about 8%. Assuming that the addition region of the second fuel rod having an intermediate addition region length is located substantially from the axial center to the axial upper part, the number ratio of the second fuel rods should be about 8%. Become. Similarly, for example, when H / U = 3.2,
The difference in void reactivity between the lower portion in the axial direction and the central portion in the axial direction is about 2.1% Δk, which corresponds to about 4% of the total number of fuel rods in a certain cross section. Assuming that the addition region of the second fuel rod having the intermediate addition region length is located substantially from the axial center to the axial upper part,
The fuel rod number ratio should be about 4%. Therefore, in the normal operating condition range of a normal boiling water reactor, if the ratio of the number of the second fuel rods to all the fuel rods is about 4 to 8%, the axial center portion and the axial upper portion are The reactivity difference between them can be compensated by the reactivity value of the variable absorber, and the axial power distribution between them can be flattened. As described above, the axial output distribution can be surely flattened from the axial lower portion to the axial upper portion.

【００２４】（９）上記（７）において、また好ましく
は、前記吸収材添加燃料棒のうち、少なくとも前記複数
の第１燃料棒のそれぞれを前記正方格子状配列における
行方向にも列方向にも互いに隣接しないように配置す
る。(9) In the above (7), and preferably, at least each of the plurality of first fuel rods of the absorber-added fuel rods is arranged in the row direction or the column direction in the square lattice array. Arrange them so that they are not adjacent to each other.

【００２５】これにより、中性子スペクトルが硬くなり
やすい上部断面において可燃性吸収材添加燃料棒が互い
に隣接しなくなり、その周囲には強吸収体がなくなる結
果、熱中性子束が増加して可燃性吸収材の燃焼が促進さ
れるため、可燃性吸収材の燃え残りによる反応度損失を
低減することができる。As a result, in the upper cross section where the neutron spectrum tends to be hard, the flammable absorber-added fuel rods are no longer adjacent to each other, and there is no strong absorber around them, so that the thermal neutron flux increases and the flammable absorber increases. Since the combustion is promoted, the loss of reactivity due to the unburned residue of the combustible absorbent material can be reduced.

【００２６】（１０）上記（７）において、また好まし
くは、前記第３燃料棒を、燃料有効長が他の燃料棒より
短い部分長燃料棒とする。(10) In the above (7), and preferably, the third fuel rod is a partial length fuel rod having an active fuel length shorter than that of other fuel rods.

【００２７】これにより、第３燃料棒には可燃性吸収材
を添加したペレット１種類のみを充填すれば足りるよう
にでき、製造工程が簡素化できる。As a result, it is sufficient to fill the third fuel rod with only one type of pellet containing the combustible absorbent, and the manufacturing process can be simplified.

【００２８】（１１）上記（７）において、また好まし
くは、制御棒側領域と反制御棒側領域に２等分したと
き、前記第１燃料棒は、前記制御棒側領域よりも前記反
制御棒側領域に多く配置する。(11) In the above (7), and preferably, when the control rod side region and the anti-control rod side region are equally divided into two, the first fuel rods have the anti-control region rather than the control rod side region. Many are placed in the rod side area.

【００２９】これにより、低温時に熱中性子束の軸方向
分布がピークとなる炉心上部の水平断面で見た場合にお
いて、制御棒側に配置される可燃性吸収材入り燃料棒が
少なくなって熱中性子束が制御棒側で大きくなる。この
結果、制御棒価値を高めることができ、炉停止余裕を増
大することができる。As a result, when viewed in the horizontal cross section of the upper part of the core where the axial neutron flux distribution peaks at low temperatures, the number of fuel rods with flammable absorbers arranged on the control rod side is reduced and the thermal neutrons are reduced. The bundle grows larger on the control rod side. As a result, the control rod value can be increased, and the reactor shutdown margin can be increased.

【００３０】（１２）上記（７）において、また好まし
くは、制御棒側領域と反制御棒側領域に２等分したと
き、前記第２燃料棒は、前記反制御棒側領域よりも前記
制御棒側領域に多く配置する。(12) In the above item (7), and preferably, when the control rod side region and the anti-control rod side region are equally divided into two, the second fuel rods are controlled by the control rod rather than the anti-control rod side region. Many are placed in the rod side area.

【００３１】これによっても、上記（１１）同様、炉心
上部の水平断面で見た場合において熱中性子束が制御棒
側で大きくなり、制御棒価値を高めて炉停止余裕を増大
することができる。Also by this, similarly to the above (11), the thermal neutron flux becomes large on the control rod side when viewed in the horizontal cross section of the upper part of the core, so that the control rod value can be increased and the reactor shutdown margin can be increased.

【００３２】（１３）上記（７）において、また好まし
くは、制御棒側領域と反制御棒側領域に２等分したと
き、前記第３燃料棒は、前記反制御棒領域よりも前記制
御棒側領域に多く配置する。(13) In the above (7), and preferably, when the control rod side region and the anti-control rod side region are divided into two equal parts, the third fuel rods are more controlled than the anti-control rod region. Place more in the side area.

【００３３】これによっても、上記（１１）（１２）同
様、炉心上部の水平断面で見た場合において熱中性子束
が制御棒側で大きくなり、制御棒価値を高めて炉停止余
裕を増大することができる。Also by this, as in the above (11) and (12), the thermal neutron flux becomes large on the control rod side when viewed in the horizontal cross section of the upper part of the core, and the control rod value is increased to increase the reactor shutdown margin. You can

【００３４】[0034]

【発明の実施の形態】以下、本発明の実施形態を図面を
参照しつつ説明する。BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.

【００３５】本発明の一実施の形態を図１〜図６により
説明する。An embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS.

【００３６】図２は本実施形態による沸騰水型原子炉用
燃料集合体の全体構造を表す一部破断斜視図であり、図
１はその横断面図であり、図３はこの燃料集合体におけ
る燃料棒のウラン濃縮度および可燃性吸収材濃度の軸方
向分布図である。FIG. 2 is a partially cutaway perspective view showing the overall structure of the boiling water reactor fuel assembly according to the present embodiment, FIG. 1 is a cross-sectional view thereof, and FIG. 3 shows the structure of this fuel assembly. FIG. 3 is an axial distribution diagram of uranium enrichment and combustible absorber concentration of a fuel rod.

【００３７】これら図２、図１、及び図３に示す燃料集
合体１０において、燃料棒１は上部タイプレート１４ａ
及び下部タイプレート１４ｄによって束ねられて配列さ
れ、軸方向中間部の燃料棒１の間隔はスペーサ１４ｃに
よって保持される。このように束ねられた複数の燃料棒
１は、チャンネルボックス７で覆われている。そして、
コーナーロッド１４ｂに固定されるチャンネルファスナ
（図示せず）で隣接する４体の燃料集合体１０を束ねた
ものを１つの単位として炉心が構成されている。In the fuel assemblies 10 shown in FIGS. 2, 1 and 3, the fuel rod 1 has an upper tie plate 14a.
And the lower tie plates 14d are bundled and arranged, and the distance between the fuel rods 1 in the axial middle portion is held by the spacer 14c. The plurality of fuel rods 1 thus bundled is covered with a channel box 7. And
A channel core (not shown) fixed to the corner rod 14b bundles four adjacent fuel assemblies 10 together to form a core.

【００３８】この燃料集合体１０は、炉心内に挿抜自在
で断面が十字状の制御棒１１の周囲に配置して、ウラン
燃料の燃料棒１をｎ行ｎ列（この例ではｎ＝９）の正方
格子状に配列し、その径方向中央部に燃料棒１の３×３
本分の領域を占める角筒状の水ロッド（ウォータチャン
ネル）５を配置している。This fuel assembly 10 is arranged around a control rod 11 having a cross-shaped cross section that can be inserted into and removed from the core, and the fuel rods 1 of uranium fuel are arranged in n rows and n columns (n = 9 in this example). Are arranged in a square lattice, and the fuel rod 1 is 3 × 3 in the radial center part.
A rectangular cylindrical water rod (water channel) 5 occupying the area for the main portion is arranged.

【００３９】燃料棒１は合計７２本が備えられており、
核分裂性物質としてのウラン酸化物を含む可燃性吸収材
（ガドリニア）非添加の燃料棒１（燃料棒記号１，２，
３）と、核分裂性物質としてのウラン酸化物に可燃性吸
収材（ガドリニア）を添加した燃料棒１（燃料棒記号２
Ａ，２Ｂ，２Ｃ）とから構成されている。A total of 72 fuel rods 1 are provided,
Fuel rods 1 without addition of combustible absorber (gadolinia) containing uranium oxide as fissile material (fuel rod symbols 1, 2,
3) and a fuel rod 1 (fuel rod symbol 2 in which a combustible absorber (gadolinia) is added to uranium oxide as a fissile material.
A, 2B, 2C).

【００４０】このとき、局所出力ピーキング係数低減の
観点から、コーナー部にウラン濃縮度３.０%の燃料棒１
（燃料棒記号３）を４本配置し、その隣にウラン濃縮度
４.０%の燃料棒１（燃料棒記号２）を８本、配置してい
る。それ以外のうち、４４本はウラン濃縮度４.９%の燃
料棒１（燃料棒記号１）とし、残りの１６本はガドリニ
アを添加したガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ａ）８
本、ガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ｂ）６本、ガド
リニア燃料棒１（燃料棒記号２Ｃ）２本となっている。
これらガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ｂ，２Ｃ）の
全燃料棒本数（７２本）に対する割合は、それぞれ約８
％、約３％となっており、ガドリニア燃料棒１（燃料棒
記号２Ａ，２Ｂ，２Ｃ）のウラン濃縮度は軸方向に一様
でいずれも４.０%、ガドリニアの未燃焼時の添加濃度も
軸方向に一様に７%となっている。またそれらガドリニ
ア燃料棒１（燃料棒記号２Ａ，２Ｂ，２Ｃ）のうち、図
１に示すようにガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ａ）
は、燃料集合体１０内を制御棒１１側と制御棒１１と反
対側とに幾何学的に２等分したとき、反制御棒側の本数
のほうが制御棒側の本数よりも大きくなっており、ガド
リニア燃料棒１（燃料棒記号２Ｂ）は、制御棒１１側の
本数のほうが反制御棒側の本数よりも大きくなってい
る。At this time, from the viewpoint of reducing the local output peaking coefficient, fuel rods 1 with a uranium enrichment of 3.0% are provided at the corners.
Four (fuel rod symbol 3) are arranged, and eight fuel rods 1 (fuel rod symbol 2) having a uranium enrichment of 4.0% are arranged next to them. Of these, 44 rods were fuel rods 1 (fuel rod symbol 1) with a uranium enrichment of 4.9%, and the remaining 16 rods were gadolinia fuel rods 1 (fuel rod symbol 2A) with gadolinia added.
There are six gadolinia fuel rods 1 (fuel rod symbol 2B) and two gadolinia fuel rods 1 (fuel rod symbol 2C).
The ratio of these gadolinia fuel rods 1 (fuel rod symbols 2B and 2C) to the total number of fuel rods (72 rods) is about 8 each.
%, About 3%, and the uranium enrichment of gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbols 2A, 2B, 2C) is 4.0% in the axial direction, and the addition concentration of gadolinia when not burned Is also 7% in the axial direction. Among these gadolinia fuel rods 1 (fuel rod symbols 2A, 2B, 2C), as shown in FIG. 1, gadolinia fuel rods 1 (fuel rod symbol 2A).
When the inside of the fuel assembly 10 is geometrically bisected into the control rod 11 side and the side opposite to the control rod 11, the number on the anti-control rod side is larger than the number on the control rod side. As for the gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2B), the number of rods on the control rod 11 side is larger than that on the anti-control rod side.

【００４１】また、軸方向の中性子の漏れを少なくして
燃料経済性を上げるために、燃料棒１（燃料棒記号１，
２，３）及びガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ａ，２
Ｂ，２Ｃ）には、上下端部から燃料有効長の１/２４の
長さ分の領域に、天然ウランブランケット１２を配置し
ている。Further, in order to reduce neutron leakage in the axial direction and improve fuel economy, fuel rod 1 (fuel rod symbol 1,
2, 3) and gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbols 2A, 2
B and 2C), the natural uranium blanket 12 is arranged in a region corresponding to 1/24 of the effective fuel length from the upper and lower ends.

【００４２】ガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ａ，２
Ｂ，２Ｃ）は図３に示すようにガドリニアを添加した領
域１３の長さがそれぞれ異なり、特許請求の範囲各項記
載の第1燃料棒としてのガドリニア燃料棒１（燃料棒記
号２Ａ）では、天然ウランブランケット１２を除く全長
（１／２４ノード〜２３／２４ノード、高濃縮ウラン領
域）をガドリニア添加領域１３としている。これに対
し、第2燃料棒としてのガドリニア燃料棒１（燃料棒記
号２Ｂ）ではガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ａ）に
対してガドリニア添加領域１３を上部の４/２４だけ短
い１／２４ノード〜１９／２４ノードとしており、第3
燃料棒としてのガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ｃ）
では上部の１４/２４だけ短い１／２４ノード〜９／２
４ノードとしている。Gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbols 2A, 2
B, 2C) have different lengths of the region 13 to which gadolinia is added as shown in FIG. 3, and in the gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2A) as the first fuel rod described in each claim, The gadolinia addition region 13 is the entire length (1/24 node to 23/24 node, highly enriched uranium region) excluding the natural uranium blanket 12. On the other hand, in the gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2B) as the second fuel rod, the gadolinia addition region 13 is shorter than the gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2A) by 1/4 node, which is shorter than the gadolinia addition region 13 by 4/24. ~ 19/24 nodes, 3rd
Gadolinia fuel rod 1 as fuel rod (fuel rod symbol 2C)
Then, the upper 1/24 node is shortened by 14/24 to 9/2
There are 4 nodes.

【００４３】なお、燃料集合体１０における集合体平均
のウラン濃縮度は、約２２ヶ月の長期サイクル運転を達
成するために、約４.２%の高濃縮度として高燃焼度化を
図っている。The average uranium enrichment in the fuel assembly 10 is about 4.2% in order to achieve a long-term cycle operation for a high burnup of about 4.2%. .

【００４４】次に、以上のように構成した本実施形態の
作用を説明する。Next, the operation of the present embodiment configured as described above will be described.

【００４５】すでに述べたように、設備利用率向上等の
観点から計画されている長期サイクル運転の場合、平均
ウラン濃縮度の増加に伴い余剰反応度の抑制に必要な可
燃性吸収材（ガドリニア等）の平均濃度も高くなる。一
般にガドリニア等の可燃性吸収材の反応度制御能力は熱
中性子束と可燃性吸収材添加濃度との積にほぼ比例する
が、可燃性吸収材の添加濃度を高くしても熱中性子束が
逆に低下する結果反応度制御能力はあまり増加しないこ
とから、可燃性吸収材の添加濃度に軸方向に差をつけて
も反応度制御能力の変化が小さく、軸方向出力分布を可
燃性吸収材の濃度差で制御するのは困難である。As described above, in the case of the long-term cycle operation planned from the viewpoint of improving the facility utilization rate, the flammable absorbent (such as gadolinia etc.) necessary for suppressing the excess reactivity as the average uranium enrichment increases. ) Also has a higher average concentration. Generally, the reactivity control ability of flammable absorbers such as gadolinia is almost proportional to the product of the thermal neutron flux and the concentration of added flammable absorber, but the thermal neutron flux is reversed even if the concentration of added flammable absorber is increased. As a result, the reactivity control capacity does not increase so much even if the addition concentration of the flammable absorbent is made to differ in the axial direction. It is difficult to control by the density difference.

【００４６】そこで、本実施形態においては、上記ガド
リニア燃料棒１（燃料棒記号２Ａ，２Ｂ，２Ｃ）につい
て、それぞれガドリニアの濃度を軸方向にほぼ一様とし
つつ、可燃性吸収材を添加した領域１３の軸方向長さが
各種類ごとに互いに異なるようにして、燃料集合体上部
水平断面、中央部水平断面、下部水平断面においてガド
リニア燃料棒１の本数が異なるようにする。このよう
に、軸方向にガドリニアを添加した燃料棒１の本数を調
整することにより、図１に示すように正方格子状配列に
おける行方向にも列方向にも互いに隣接しないように配
置することで各可燃性吸収材添加燃料棒が互いにあまり
近接しないようにすれば、各燃料棒１のまわりの熱中性
子束がほとんど変わらないようにすることができる。こ
の結果、ガドリニア燃料棒１の本数にほぼ比例させて、
反応度制御能力を変化させることができる。Therefore, in the present embodiment, in the gadolinia fuel rods 1 (fuel rod symbols 2A, 2B, 2C), the gadolinia concentration is substantially uniform in the axial direction, and a region in which a flammable absorber is added is used. The axial lengths of 13 are made different from each other so that the number of gadolinia fuel rods 1 is different in the upper horizontal section, the central horizontal section and the lower horizontal section of the fuel assembly. In this way, by adjusting the number of the fuel rods 1 to which gadolinia is added in the axial direction, the fuel rods 1 are arranged so as not to be adjacent to each other in the row direction or the column direction in the square lattice array as shown in FIG. If the combustible absorber-added fuel rods are not so close to each other, the thermal neutron flux around each fuel rod 1 can be kept almost unchanged. As a result, in proportion to the number of gadolinia fuel rods 1,
The reactivity control ability can be changed.

【００４７】以下、その詳細原理を図４〜図６により説
明する。The detailed principle will be described below with reference to FIGS.

【００４８】図４は、一般的な沸騰水型原子炉における
炉心の軸方向位置とボイド率との関係を表す図であり、
横軸に燃料有効長の下端からの距離を、その燃料有効長
の２４等分刻みで表したもの（＝ノード）、縦軸にボイ
ド率をとって表している。FIG. 4 is a diagram showing the relationship between the axial position of the core and the void fraction in a general boiling water reactor.
The abscissa represents the distance from the lower end of the active fuel length in 24 equal intervals (= node) of the active fuel length, and the ordinate represents the void fraction.

【００４９】図４に示すように、一般に、沸騰水型原子
炉では、減速材ボイド率に軸方向分布があり、軸方向下
部（例えば０／２４〜１／２４ノード付近、以下同様）
がボイド率０％、軸方向中央部（例えば１２／２４ノー
ド付近、以下同様）がボイド率４０％、軸方向上部（例
えば２３／２４〜２４／２４ノード付近、以下同様）が
ボイド率７０％程度となる。このため、中性子の減速効
果が軸方向位置で異なり、出力分布は、減速が十分に行
われる炉心下部で高く、減速が不足する炉心上部で低く
なる傾向となる。As shown in FIG. 4, generally, in a boiling water reactor, the moderator void fraction has an axial distribution, and the axial lower part (for example, near 0/24 to 1/24 nodes, and so on).
Indicates a void rate of 0%, the central portion in the axial direction (for example, around 12/24 nodes, the same below) is 40%, and the upper portion in the axial direction (for example, around 23/24 to 24/24 nodes, the same below) is 70% in void rate. It will be about. Therefore, the neutron moderating effect differs depending on the axial position, and the power distribution tends to be higher in the lower core where deceleration is sufficiently performed and lower in the upper core where deceleration is insufficient.

【００５０】図５は、これをボイド反応度に置き換えて
表したものであり、横軸には上記のノード、縦軸にボイ
ド反応度をとって表している。なお、この図５中には、
水対燃料比にほぼ相当するＨ／Ｕ＝２．７の場合の曲線
（実線）１５ａとＨ／Ｕ＝３．２の場合の曲線（破線）
１５ｂとを併せて示している。このＨ／Ｕ＝２.７及び
３.２は、沸騰水型原子炉の通常の運転条件範囲のＨ／
Ｕの上限及び下限に該当するものであり、詳細には、９
×９正方格子状配列において燃料棒７本分及び９本分の
断面積を有する水ロッドを配置した燃料集合体を、国内
の沸騰水型原子炉及び改良型沸騰水型原子炉（いわゆる
ＡＢＷＲ）に装荷した場合の最小値と最大値に相当する
ものである。図５において、炉心上部ほど、前述の図４
に示したように減速材（冷却水）のボイド率が高くなっ
て中性子の減速が不足するため、反応度は低下している
のがわかる。FIG. 5 shows this by replacing it with void reactivity, in which the horizontal axis represents the above node and the vertical axis represents void reactivity. In addition, in this FIG.
A curve (solid line) in the case of H / U = 2.7 (a solid line) and a curve in the case of H / U = 3.2 (dashed line) which almost correspond to the water-to-fuel ratio
15b is also shown. This H / U = 2.7 and 3.2 is H / U in the normal operating condition range of the boiling water reactor.
It corresponds to the upper and lower limits of U, and in detail, 9
A fuel assembly in which a water rod having a cross-sectional area of 7 fuel rods and 9 rods is arranged in a × 9 square lattice array is used as a domestic boiling water reactor and an improved boiling water reactor (so-called ABWR). It corresponds to the minimum and maximum values when loaded on. In FIG. 5, the upper part of the core is shown in FIG.
It can be seen that the reactivity decreases because the void ratio of the moderator (cooling water) becomes high and the moderation of neutrons becomes insufficient as shown in (4).

【００５１】本発明は、このような挙動として表される
軸方向反応度の差を、軸方向上部、中央部、下部それぞ
れの断面における可燃性吸収材添加燃料棒の本数に差を
つけて可燃性吸収材反応度価値の違いにより相殺し、軸
方向出力分布を平坦化しようとするものである。図６
（ａ）及び図６（ｂ）は、そのときの特性を表した図で
あり、横軸にはある水平断面でみた可燃性吸収材添加燃
料棒の全燃料棒に占める本数割合をとり、縦軸に可燃性
吸収材反応度価値をとって表したものであり、図示のよ
うに、可燃性吸収材添加燃料棒の本数割合が増加するほ
ど可燃性吸収材反応度価値が単調増加する特性となる。
なお、図６（ａ）及び図６（ｂ）の特性線は同一のもの
であり、後述の出力分布平坦化の説明の便宜上、別図と
したものである。In the present invention, the difference in the reactivity in the axial direction expressed as such behavior is made combustible by making a difference in the number of combustible absorbent-added fuel rods in each of the axially upper, central and lower sections. It is intended to offset the difference in the reactivity value of the absorbent material to flatten the axial power distribution. Figure 6
(A) and FIG. 6 (b) are diagrams showing the characteristics at that time, and the horizontal axis shows the ratio of the number of combustible absorbent-added fuel rods to all fuel rods in a certain horizontal cross section, The axis represents the reactivity value of the flammable absorbent, and as shown in the figure, the reactivity value of the flammable absorbent monotonically increases as the number of fuel rods with added flammable absorbent increases. Become.
Note that the characteristic lines in FIGS. 6A and 6B are the same, and are shown as separate figures for convenience of explanation of output distribution flattening described later.

【００５２】上記特性に基づく、軸方向出力分布平坦化
の具体的内容を、軸方向下部と軸方向中央部との間の出
力分布平坦化と、軸方向中央部と軸方向との間の出力分
布平坦化とに分けて説明する。The specific contents of the flattening of the output distribution in the axial direction based on the above characteristics will be described with reference to flattening the output distribution between the lower portion in the axial direction and the central portion in the axial direction, and the output between the central portion in the axial direction and the axial direction. The distribution will be described separately.

【００５３】軸方向下部と軸方向中央部との間の出力
分布平坦化まず、軸方向下部と軸方向中央部との間については、上
記沸騰水型原子炉の通常の運転条件範囲Ｈ／Ｕ＝２．７
〜３．２のうち、例えばＨ／Ｕ＝２．７程度の場合、図
５に示されるように、軸方向下部（０／２４〜１／２４
ノード付近）と軸方向中央部（１２／２４ノード付近）
とのボイド反応度差は、約２．６％Δｋとなる。この反
応度差を可変性吸収材の反応度価値で補おうとする場
合、図６（ａ）を用いて、ある断面で見た全燃料棒本数
に占める可燃性吸収材添加燃料棒の本数割合約６％に相
当することとなる。本実施形態の構成に対応させて考え
ると、ガドリニアの添加領域長さが最短であるガドリニ
ア燃料棒１（燃料棒記号２Ｃ）の添加領域１３は軸方向
下部から軸方向中央部までにほぼ位置していることか
ら、この燃料棒１（燃料棒記号２Ｃ）の本数割合を約６
％とすればよいことになる。Flattening the power distribution between the axial lower portion and the axial central portion First, regarding the axial lower portion and the axial central portion, the normal operating condition range H / U of the boiling water reactor is described. = 2.7
In the case of H / U = 2.7 out of 3.2, as shown in FIG. 5, the lower part in the axial direction (0/24 to 1/24
(Near node) and axial center (near 12/24 node)
And the void reactivity difference between them is about 2.6% Δk. When this reactivity difference is to be compensated by the reactivity value of the variable absorbent, the ratio of the number of combustible absorbent-added fuel rods to the total number of fuel rods seen in a certain cross section is calculated using FIG. 6 (a). This corresponds to 6%. Considering the configuration of the present embodiment, the addition region 13 of the gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2C), which has the shortest addition region length of gadolinia, is located substantially from the axially lower portion to the axially central portion. Therefore, the ratio of the number of fuel rods 1 (fuel rod symbol 2C) is about 6
If it is set to%, it will be good.

【００５４】同様に、例えばＨ／Ｕ＝３．２程度の場
合、軸方向下部と軸方向中央部とのボイド反応度差は、
図５より約１．５％Δｋとなり、図６（ａ）に基づきあ
る断面で見た全燃料棒本数に占める可燃性吸収材添加燃
料棒の本数割合約３％に相当することとなるから、ガド
リニア燃料棒１（燃料棒記号２Ｃ）の本数割合を約３％
とすればよいことになる。したがって、通常の沸騰水型
原子炉の通常の運転条件範囲を考えると、ガドリニア燃
料棒１（燃料棒記号２Ｃ）の全燃料棒に占める本数割合
を約３〜６％とすれば、軸方向下部と軸方向中央部との
間の反応度差を可変性吸収材の反応度価値で補い、これ
らの間の軸方向出力分布を平坦化できることがわかっ
た。Similarly, for example, when H / U = 3.2, the difference in void reactivity between the lower axial portion and the central axial portion is
From FIG. 5, it is about 1.5% Δk, which corresponds to about 3% of the number of combustible absorbent-added fuel rods in the total number of fuel rods seen in a certain section based on FIG. 6 (a). Approximately 3% of gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2C)
It will be good to do. Therefore, considering the normal operating condition range of a normal boiling water reactor, if the ratio of the number of gadolinia fuel rods 1 (fuel rod symbol 2C) to all fuel rods is about 3 to 6%, the axial lower part It was found that the reactivity difference between the axial center part and the axial center part can be compensated by the reactivity value of the variable absorbent, and the axial power distribution between them can be flattened.

【００５５】本実施形態においては、前述したように、
ガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ｃ）の全燃料棒本数
（７２本）に対する割合は、約３％となっており、上記
の範囲内である。これにより、軸方向下部と軸方向中央
部との間の反応度差をガドリニア燃料棒１（燃料棒記号
２Ｃ）に添加したガドリニアの反応度価値で補い、これ
ら軸方向下部と軸方向中央部との間の軸方向出力分布を
確実に平坦化することができる。In this embodiment, as described above,
The ratio of gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2C) to the total number of fuel rods (72 rods) is about 3%, which is within the above range. Thereby, the reactivity difference between the axial lower portion and the axial central portion is compensated by the reactivity value of gadolinia added to the gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2C), and the axial lower portion and the axial central portion are It is possible to reliably flatten the axial power distribution between the two.

【００５６】軸方向中央部と軸方向上部との間の出力
分布平坦化上記と同様にして、軸方向中央部と軸方向上部との間
については、沸騰水型原子炉の通常の運転条件範囲Ｈ／
Ｕ＝２．７〜３．２のうちＨ／Ｕ＝２．７程度の場合、
図５に示されるように、軸方向中央部（１２／２４ノー
ド付近）と軸方向上部（２３／２４〜２４／２４ノード
付近）とのボイド反応度差は約３．３％Δｋとなる。こ
の反応度差は、図６（ｂ）を用いて、ある断面で見た全
燃料棒本数に占める可燃性吸収材添加燃料棒の本数割合
約８％に相当することとなる。本実施形態の構成に対応
させて考えると、ガドリニアの添加領域長さが中間であ
るガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ｂ）の添加領域１
３は軸方向中央部から軸方向上部近傍までにほぼ対応し
ていることから、このガドリニア燃料棒１（燃料棒記号
２Ｂ）の本数割合を約８％とすればよい。Flattening the power distribution between the central part in the axial direction and the upper part in the axial direction In the same manner as described above, the normal operating condition range of the boiling water reactor is defined between the central part in the axial direction and the upper part in the axial direction. H /
When H / U = 2.7 out of U = 2.7 to 3.2,
As shown in FIG. 5, the difference in void reactivity between the central part in the axial direction (near the 12/24 node) and the upper part in the axial direction (near the 23/24 to 24/24 node) is about 3.3% Δk. This reactivity difference corresponds to about 8% of the number of the fuel rods with the combustible absorbent added to the total number of the fuel rods seen in a certain cross section using FIG. 6B. Considering the configuration of the present embodiment, the addition region 1 of the gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2B) having the intermediate addition region length of gadolinia is used.
Since 3 corresponds substantially from the central portion in the axial direction to the vicinity of the upper portion in the axial direction, the proportion of the number of gadolinia fuel rods 1 (fuel rod symbol 2B) may be set to about 8%.

【００５７】Ｈ／Ｕ＝３．２程度の場合、軸方向下部と
軸方向中央部とのボイド反応度差は図５より約２．１％
Δｋとなり、ある断面で見た全燃料棒本数に占める可燃
性吸収材添加燃料棒の本数割合約４％に相当する。した
がって、ガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ｂ）の本数
割合を約４％とすればよい。したがって、通常の沸騰水
型原子炉の通常の運転条件範囲を考えると、ガドリニア
燃料棒１（燃料棒記号２Ｂ）の全燃料棒に占める本数割
合を約４〜８％とすれば、軸方向中央部と軸方向上部と
の間の反応度差を可変性吸収材の反応度価値で補い、こ
れらの間の軸方向出力分布を平坦化できることがわかっ
た。When H / U = 3.2, the difference in void reactivity between the axial lower portion and the axial central portion is about 2.1% from FIG.
Δk, which corresponds to a ratio of the number of combustible absorbent-added fuel rods to the total number of fuel rods seen in a certain cross section is about 4%. Therefore, the proportion of the number of gadolinia fuel rods 1 (fuel rod symbol 2B) should be about 4%. Therefore, considering the normal operating condition range of the normal boiling water reactor, if the ratio of the number of gadolinia fuel rods 1 (fuel rod symbol 2B) to all the fuel rods is about 4 to 8%, the axial center It was found that the reactivity difference between the upper part and the upper part in the axial direction can be compensated by the reactivity value of the variable absorbent, and the axial power distribution between them can be flattened.

【００５８】本実施形態においては、前述したように、
ガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ｂ）の全燃料棒本数
（７２本）に対する割合は、約８％となっており、上記
の範囲内である。これにより、軸方向中央部と軸方向上
部との間の反応度差をガドリニア燃料棒１（燃料棒記号
２Ｂ）に添加したガドリニアの反応度価値で補い、これ
ら軸方向中央部と軸方向上部との間の軸方向出力分布を
確実に平坦化することができる。In this embodiment, as described above,
The ratio of gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2B) to the total number of fuel rods (72 rods) is about 8%, which is within the above range. As a result, the reactivity difference between the axially central portion and the axially upper portion is compensated by the reactivity value of gadolinia added to the gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2B). It is possible to reliably flatten the axial power distribution between the two.

【００５９】以上説明したように、本実施形態によれ
ば、軸方向に可燃性吸収材添加燃料棒（ガドリニア添加
燃料棒１（燃料棒記号２Ａ，２Ｂ，２Ｃ））の本数を異
ならせることで軸方向出力分布を確実に制御することが
できるので、長期サイクル運転時においても軸方向出力
分布の平坦化を図り、熱的余裕を向上することができ
る。したがって、軸方向出力ピーキング係数を低減し最
大線出力密度に対する熱的余裕を向上することができ
る。As described above, according to the present embodiment, the number of combustible absorber-added fuel rods (gadolinia-added fuel rods 1 (fuel rod symbols 2A, 2B, 2C)) is varied in the axial direction. Since the axial power distribution can be reliably controlled, the axial power distribution can be flattened even during long-term cycle operation and the thermal margin can be improved. Therefore, the axial output peaking coefficient can be reduced and the thermal margin for the maximum linear power density can be improved.

【００６０】また上記に加え、本実施形態によれば、ガ
ドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ａ，２Ｂ,２Ｃ）のす
べてについて、互いに行方向にも列方向にも隣接しない
ような配置としているが、特に、ガドリニア添加領域１
３が最長であるガドリニア燃料棒（燃料棒記号１）につ
いて行方向にも列方向にも互いに隣接させないことで、
以下の効果がある。すなわち、中性子スペクトルが硬く
なりやすい上部断面においてガドリニア添加燃料棒１が
互いに隣接しなくなり、その周囲には強吸収体がなくな
る結果、熱中性子束が増加してガドリニアの燃焼が促進
される。この結果、ガドリニアの燃え残りによる反応度
損失を低減することができる。In addition to the above, according to the present embodiment, all the gadolinia fuel rods 1 (fuel rod symbols 2A, 2B, 2C) are arranged so as not to be adjacent to each other in the row direction or the column direction. , Especially gadolinia added area 1
For gadolinia fuel rods (fuel rod symbol 1) where 3 is the longest, by not adjoining each other in the row direction and the column direction,
It has the following effects. That is, in the upper cross section where the neutron spectrum tends to be hard, the gadolinia-added fuel rods 1 are not adjacent to each other, and there is no strong absorber around them, so that the thermal neutron flux is increased and the gadolinia combustion is promoted. As a result, it is possible to reduce the loss of reactivity due to unburned gadolinia.

【００６１】またガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２
Ａ，２Ｂ，２Ｃ）のうち、図１に示すようにガドリニア
燃料棒１（燃料棒記号２Ａ）は反制御棒側の本数のほう
が制御棒側の本数よりも大きく、ガドリニア燃料棒１
（燃料棒記号２Ｂ）は、制御棒１１側の本数のほうが反
制御棒側の本数よりも大きくなっている。これにより、
低温時に熱中性子束の軸方向分布がピークとなる炉心上
部の水平断面で見た場合において、制御棒１１側に配置
される可燃性吸収材入り燃料棒が少なくなって熱中性子
束が制御棒１１側で大きくなる。この結果、制御棒価値
を高めることができ、炉停止余裕を増大することができ
る。Also, gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2
A, 2B, 2C), as shown in FIG. 1, in the gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2A), the number of rods on the side opposite to the control rod is larger than that on the side of the control rod.
In (fuel rod symbol 2B), the number of rods on the control rod 11 side is larger than the number on the non-control rod side. This allows
When viewed in a horizontal cross section of the upper part of the core where the axial distribution of the thermal neutron flux reaches a peak at low temperatures, the number of fuel rods containing flammable absorbers arranged on the control rod 11 side is reduced, and the thermal neutron flux is controlled by the control rod 11 Grows on the side. As a result, the control rod value can be increased, and the reactor shutdown margin can be increased.

【００６２】なお、上記燃料集合体１０は、長期サイク
ル運転を達成するために設計された燃料集合体の一例で
あり、従って、前記燃料棒１（燃料棒記号１，２，３，
２Ａ，２Ｂ，２Ｃ）および水ロッド５の長さ、本数、形
状および配置位置と、天然ウランブランケット部１２の
有無や長さ等は設計によって異なることは言うまでもな
い。The fuel assembly 10 is an example of a fuel assembly designed to achieve long-term cycle operation, and therefore the fuel rod 1 (fuel rod symbols 1, 2, 3, 3) is used.
It is needless to say that the length, the number, the shape, and the arrangement position of the water rods 5 and the water rods 5, the presence or absence of the natural uranium blanket portion 12, the length, and the like vary depending on the design.

【００６３】また、本発明は上記実施形態に限られるも
のではなく、その趣旨及び技術思想を逸脱しない範囲に
おいて種々の変形例が可能である。以下、そのような変
形例を順を追って説明する。（１）第１燃料棒を離して配置した構造図７はこの変形例による沸騰水型原子炉用燃料集合体の
断面構造を表す横断面図であり、図８はこの燃料集合体
における燃料棒のウラン濃縮度および可燃性吸収材濃度
の軸方向分布図である。The present invention is not limited to the above embodiment, and various modifications can be made without departing from the spirit and technical idea of the present invention. Hereinafter, such modified examples will be described in order. (1) Structure in which first fuel rods are arranged apart FIG. 7 is a transverse sectional view showing a sectional structure of a fuel assembly for a boiling water reactor according to this modification, and FIG. 8 is a fuel rod in this fuel assembly. FIG. 3 is an axial distribution diagram of uranium enrichment and combustible absorbent concentration of No.

【００６４】これら図７及び図８において、本変形例の
燃料集合体１０２では、図１に示した燃料集合体１０に
おいて、ガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ａ，２Ｂ，
２Ｃ）の配置位置を変えている。このとき特に、上記図
１の構成においては、上部断面８２にガドリニア添加領
域１３を有する第１燃料棒としてのガドリニア燃料棒１
（燃料棒記号２Ａ）が、互いに行方向及び列方向に隣接
することはなかったものの、１行１列隣接した位置に配
列される個所は存在していた。7 and 8, in the fuel assembly 102 of this modification, in the fuel assembly 10 shown in FIG. 1, the gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbols 2A, 2B,
The arrangement position of 2C) is changed. At this time, in particular, in the configuration of FIG. 1, the gadolinia fuel rod 1 as the first fuel rod having the gadolinia addition region 13 in the upper cross section 82.
Although the (fuel rod symbol 2A) was not adjacent to each other in the row direction and the column direction, there was a position arranged at a position adjacent to the 1st row and the 1st column.

【００６５】これに対し、本変形例では、ガドリニア燃
料棒１（燃料棒記号２Ａ）が、少なくとも燃料棒配列ピ
ッチの２倍離れて配置されるように構成されている。こ
れにより、特にボイド率が高く中性子スペクトルが硬い
上部断面８２においても、ガドリニア添加領域１３の周
囲に強吸収体がなくなる結果、熱中性子束が比較的高く
なり、ガドリニアの燃え残りによる反応度損失を低減で
きる効果がある。（２）横断面円形の水ロッドを用いた構造図９はこの変形例による沸騰水型原子炉用燃料集合体の
断面構造を表す横断面図であり、図１０はこの燃料集合
体における燃料棒のウラン濃縮度および可燃性吸収材濃
度の軸方向分布図である。On the other hand, in the present modification, the gadolinia fuel rods 1 (fuel rod symbol 2A) are arranged at least twice the fuel rod arrangement pitch. As a result, even in the upper cross section 82 where the void fraction is high and the neutron spectrum is hard, there is no strong absorber around the gadolinia-added region 13, and as a result, the thermal neutron flux becomes relatively high and the reactivity loss due to unburned gadolinia remains. There is an effect that can be reduced. (2) Structure Using Water Rod with Circular Cross Section FIG. 9 is a cross sectional view showing a cross sectional structure of a fuel assembly for a boiling water reactor according to this modification, and FIG. 10 is a fuel rod in this fuel assembly. FIG. 3 is an axial distribution diagram of uranium enrichment and combustible absorbent concentration of No.

【００６６】これら図９及び図１０において、本変形例
の燃料集合体１０３では、図１に示した燃料集合体１０
における横断面四角形の水ロッド５に代えて、燃料棒１
の７本分を占める領域に横断面円形の水ロッド５１を２
本配置するとともに、残り７４本の燃料棒１中、ガドリ
ニアを添加しない燃料棒１のうちの一部（８本を燃料有
効長が他の燃料棒より短い部分長燃料棒（短尺燃料棒、
燃料棒記号１Ｐ）としている。9 and 10, in the fuel assembly 103 of this modification, the fuel assembly 10 shown in FIG. 1 is used.
In place of the water rod 5 having a rectangular cross section in FIG.
2 water rods 51 with a circular cross section in the area occupying 7
In addition to this arrangement, among the remaining 74 fuel rods 1, some of the fuel rods 1 to which gadolinia is not added (eight fuel rods have a shorter active fuel length than other fuel rods are short-length fuel rods (short fuel rods,
The fuel rod symbol is 1P).

【００６７】この変形例によれば、ガドリニアを添加し
ない燃料棒１のうちの一部を部分長燃料棒１（燃料棒記
号１Ｐ）とすることにより、上部の水対ウラン比（Ｈ/
Ｕ）が増大し、ボイドによる減速材分布がやや平坦化さ
れるため、軸方向出力分布平坦化のために必要なガドリ
ニア燃料棒１（燃料棒記号２）Ｃの本数をやや低減でき
るという効果がある。According to this modification, a part of the fuel rods 1 to which gadolinia is not added is the partial length fuel rods 1 (fuel rod symbol 1P), so that the water-to-uranium ratio (H / H
U) is increased and the moderator distribution due to voids is somewhat flattened, so that it is possible to slightly reduce the number of gadolinia fuel rods 1 (fuel rod symbol 2) C required for flattening the axial power distribution. is there.

【００６８】（３）可燃性吸収材添加燃料棒の一部も部
分長燃料棒とした構造図１１はこの変形例による沸騰水型原子炉用燃料集合体
の断面構造を表す横断面図であり、図１２はこの燃料集
合体における燃料棒のウラン濃縮度および可燃性吸収材
濃度の軸方向分布図である。(3) Structure in which a part of the fuel rod with combustible absorber added is also a partial length fuel rod FIG. 11 is a transverse sectional view showing a sectional structure of a fuel assembly for a boiling water reactor according to this modification. FIG. 12 is an axial distribution diagram of the uranium enrichment and the combustible absorbent concentration of the fuel rods in this fuel assembly.

【００６９】これら図１１及び図１２において、本変形
例の燃料集合体１０４では、図９及び図１０に示したよ
うな横断面円形の水ロッド５１を用いるとともに、７４
本の燃料棒のうち、部分長燃料棒を６本としており、そ
のうちの２本を第３燃料棒としてのガドリニア燃料棒１
（燃料棒記号２ＣP）としている。11 and 12, in the fuel assembly 104 of this modification, a water rod 51 having a circular cross section as shown in FIGS. 9 and 10 is used.
Of the four fuel rods, there are six partial length fuel rods, two of which are gadolinia fuel rods 1 as the third fuel rod.
(Fuel rod symbol 2CP).

【００７０】本変形例によっても、上記（２）の変形例
と同様の効果を得る。また、部分長燃料棒のガドリニア
燃料棒１（燃料棒記号２ＣＰ）とすることにより、この
燃料棒については可燃性吸収材を添加したペレット１種
類のみを充填すれば足りるようにでき、製造工程が簡素
化できるという効果もある。（４）第３燃料棒を制御棒近傍に配置した構造図１３はこの変形例による燃料集合体における燃料棒配
置を示す横断面図で、図１４は燃料棒の燃料および含有
可燃性吸収材の軸方向分布図を示す。According to this modification, the same effect as that of the modification (2) can be obtained. Further, by using the gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2CP) as a partial length fuel rod, it is sufficient to fill only one type of pellet with a combustible absorber added to this fuel rod. There is also an effect that it can be simplified. (4) Structure in which the third fuel rod is arranged in the vicinity of the control rod FIG. 13 is a cross-sectional view showing the fuel rod arrangement in the fuel assembly according to this modification, and FIG. 14 shows the fuel of the fuel rod and the contained combustible absorber. An axial distribution map is shown.

【００７１】これら図１３及び図１４において、本変形
例の燃料集合体１０５では、先の図７及び図８を用いて
説明した変形例（１）の燃料集合体１０２において、第
３燃料棒としてのガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２
Ｃ）を制御棒１１に近い領域に配置したものである。13 and 14, the fuel assembly 105 of the present modification is the third fuel rod in the fuel assembly 102 of the modification (1) described with reference to FIGS. 7 and 8 above. Gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2
C) is arranged in a region near the control rod 11.

【００７２】これにより、炉停止余裕を高める効果があ
る。その原理を図１５を用いて以下に説明する。This has the effect of increasing the shutdown margin. The principle will be described below with reference to FIG.

【００７３】図１５は、一般的な沸騰水型原子炉の炉心
において出力運転時に軸方向出力分布を平坦化した場合
における低温時の出力分布を示した図であり、縦軸に前
述のノードをとり、横軸に炉心平均出力分布（相対値）
をとって表したものである。この図１５に示されるよう
に、例えば本発明のような出力運転時における軸方向出
力分布平坦化のための方策をとった場合には、低温時の
炉心出力分布は減速材密度が大きく増加する炉心上部で
ピークをもつ傾向の特性線８５となる。FIG. 15 is a diagram showing the power distribution at low temperature when the axial power distribution is flattened at the time of power operation in the core of a general boiling water reactor. The horizontal axis shows the average core power distribution (relative value)
It is represented by taking. As shown in FIG. 15, for example, when a measure for flattening the axial power distribution during power operation as in the present invention is taken, the core power distribution at low temperature greatly increases the moderator density. A characteristic line 85 tends to have a peak in the upper part of the core.

【００７４】そこで、本変形例では、上記したようにガ
ドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ｃ）を制御棒１１に近
い領域に配置することにより、上部断面８５において制
御棒に近い領域には可燃性吸収材を添加した領域１３が
存在しないようにすることができる。これにより、干渉
効果がなくなり制御棒価値が可燃性吸収材により低下す
ることがなくなるので、低温時に出力ピークとなる上部
断面１３の制御棒価値が高められ、炉停止余裕を増大さ
せることができる。Therefore, in the present modification, as described above, the gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2C) is arranged in the region close to the control rod 11, so that the region close to the control rod in the upper cross section 85 is flammable. It is possible that the region 13 to which the absorber is added does not exist. As a result, the interference effect disappears and the control rod value does not decrease due to the flammable absorber, so that the control rod value of the upper cross section 13 which becomes the output peak at a low temperature is increased, and the reactor shutdown margin can be increased.

【００７５】（５）第２燃料棒を制御棒近傍に配置した
構造図１６はこの変形例による燃料集合体における燃料棒配
置を示す横断面図で、図１７は燃料棒の燃料および含有
可燃性吸収材の軸方向分布図を示す。(5) Structure in which the second fuel rod is arranged in the vicinity of the control rod FIG. 16 is a cross sectional view showing the arrangement of the fuel rods in the fuel assembly according to this modification, and FIG. 17 is the fuel of the fuel rod and the combustible content. The axial direction distribution map of an absorber is shown.

【００７６】これら図１６及び図１７において、本変形
例の燃料集合体１０６では、先の図７及び図８を用いて
説明した変形例（１）の燃料集合体１０２において、第
２燃料棒としてのガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２
Ｂ）を制御棒１１に近い領域に配置したものである。16 and 17, the fuel assembly 106 of the present modification is the second fuel rod in the fuel assembly 102 of the modification (1) described with reference to FIGS. 7 and 8 above. Gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2
B) is arranged in a region close to the control rod 11.

【００７７】本変形例においても、上記変形例（４）と
同様に、低温時に出力ピークとなる上部断面１３の制御
棒価値が高められるため、炉停止余裕が増大する。Also in this modification, as in the modification (4), the control rod value of the upper cross-section 13 which has an output peak at a low temperature is increased, so that the reactor shutdown margin is increased.

【００７８】（６）第１燃料棒を制御棒より遠くに配置
した構造図１８はこの変形例による燃料集合体における燃料棒配
置を示す横断面図で、図１９は燃料棒の燃料および含有
可燃性吸収材の軸方向分布図を示す。(6) Structure in which the first fuel rod is arranged farther than the control rod FIG. 18 is a cross sectional view showing the arrangement of the fuel rods in the fuel assembly according to this modification, and FIG. The axial distribution map of the absorbent material is shown.

【００７９】これら図１８及び図１９において、本変形
例の燃料集合体１０７では、先の図７及び図８を用いて
説明した変形例（１）の燃料集合体１０２において、ガ
ドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ａ）を制御棒１１から
遠い領域に多く配置したものである。18 and 19, in the fuel assembly 107 of this modification, in the fuel assembly 102 of the modification (1) described with reference to FIGS. 7 and 8, the gadolinia fuel rod 1 ( Many fuel rod symbols 2A) are arranged in a region far from the control rod 11.

【００８０】本変形例においても、上記変形例（４）と
同様に、低温時に出力ピークとなる上部断面１３の制御
棒価値が高められるため、炉停止余裕が増大する。Also in this modification, as in modification (4) above, the control rod value of the upper cross section 13 which has an output peak at a low temperature is enhanced, so that the reactor shutdown margin is increased.

【００８１】またこれに加え、下端側にのみガドリニア
を添加したガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ｃ）は制
御棒側の本数のほうが反制御棒側の本数よりも大きくな
っていることにより、低温時に熱中性子束の軸方向分布
がピークとなる炉心上部の水平断面で見た場合におい
て、制御棒１１側に配置される可燃性吸収材入り燃料棒
が少なくなって熱中性子束が制御棒１１側で大きくな
る。この結果、制御棒価値を高めることができ、これに
よっても炉停止余裕を増大できるという効果がある。In addition to this, in the gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2C) in which gadolinia is added only to the lower end side, the number of rods on the control rod side is larger than the number on the anti-control rod side. When viewed in a horizontal cross section of the upper part of the core where the axial distribution of thermal neutron flux sometimes peaks, the number of fuel rods containing combustible absorbers arranged on the control rod 11 side is reduced and the thermal neutron flux is on the control rod 11 side. Grows in. As a result, the value of the control rod can be increased, which also has the effect of increasing the reactor shutdown margin.

【００８２】（７）第３燃料棒の下端部に可燃性吸収材
非添加領域を設けた構造図２０はこの変形例による燃料集合体における燃料棒配
置を示す横断面図で、図２１は燃料棒の燃料および含有
可燃性吸収材の軸方向分布図を示す。(7) Structure in which a combustible absorbent-non-added region is provided at the lower end of the third fuel rod FIG. 20 is a cross-sectional view showing the fuel rod arrangement in the fuel assembly according to this modification, and FIG. FIG. 3 shows an axial distribution map of the fuel of the rod and the combustible absorbent contained therein.

【００８３】これら図２０及び図２１において、本変形
例の燃料集合体１０８では、先の図７及び図８を用いて
説明した変形例（１）の燃料集合体１０２において、ガ
ドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ｃ）のガドリニア添加
領域（１／２４ノード〜９／２４ノード）１３のうち下
端部の１／２４ノード〜３／２４ノードをガドリニア非
添加領域とした（言い換えれば１／２４ノード〜２３／
２４ノードの高濃縮度ウラン領域の下端部をガドリニア
非添加領域とした）ガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２
Ｃ′）を設けたものである。20 and 21, in the fuel assembly 108 of the present modification, in the fuel assembly 102 of the modification (1) described with reference to FIGS. 7 and 8, the gadolinia fuel rod 1 ( Of the gadolinia-added region (1/24 node to 9/24 node) 13 of the fuel rod symbol 2C), the lowermost 1/24 node to 3/24 node are set to the gadolinia non-added region (in other words, 1/24 node to 23 /
Gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2)
C ') is provided.

【００８４】この変形例によれば、ガドリニア燃料棒１
（燃料棒記号２Ｃ）において、高濃縮ウラン領域の下端
部（１／２４ノード〜３／２４ノード）１４にガドリニ
アを添加しない構成とすることにより、中性子漏洩によ
り低下しやすい下端の出力を高めることができ、軸方向
出力分布がより平坦化されるとともに、可燃性吸収材の
燃え残りによる反応度損失を低減できる効果がある。According to this modification, the gadolinia fuel rod 1
In (fuel rod symbol 2C), the gadolinia is not added to the lower end portion (1/24 node to 3/24 node) 14 of the highly enriched uranium region to increase the output of the lower end that is easily reduced by neutron leakage. Therefore, there is an effect that the output distribution in the axial direction can be further flattened, and the reactivity loss due to the unburned residue of the combustible absorbent material can be reduced.

【００８５】（８）１０×１０配列に適用した場合図２２はこの変形例による燃料集合体における燃料棒配
置を示す横断面図で、図２３は燃料棒の燃料および含有
可燃性吸収材の軸方向分布図を示す。(8) When applied to a 10 × 10 array FIG. 22 is a cross-sectional view showing a fuel rod arrangement in a fuel assembly according to this modification, and FIG. 23 is a fuel rod of a fuel rod and an axis of a combustible absorbent material. A directional distribution map is shown.

【００８６】これら図２２及び図２３において、本変形
例の燃料集合体１０９では、本発明を１０行１０列の正
方格子配列に適用したものであり、燃料集合体の中央付
近に燃料棒３×３本分の領域を占める角筒状の水ロッド
５２を配置している。９１本の燃料棒のうち、圧力損失
低減の観点から、部分長燃料棒１（燃料棒記号１P）を
１２本配置している。22 and 23, in the fuel assembly 109 of the present modification, the present invention is applied to a square lattice array of 10 rows and 10 columns, and the fuel rod 3 × is provided near the center of the fuel assembly. A rectangular cylindrical water rod 52 occupying an area for three rods is arranged. Of the 91 fuel rods, 12 partial length fuel rods 1 (fuel rod symbol 1P) are arranged from the viewpoint of reducing pressure loss.

【００８７】また、ガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２
Ａ）が１０本、ガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ｂ）
が６本、ガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ｃ）が５本
配置されている。このとき、ガドリニア燃料棒１（燃料
棒記号２Ｂ）及びガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２
Ｃ）の全燃料棒本数（９１本）に占める本数割合は、そ
れぞれ約７%、約６%となっている。Further, gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2
10) A, gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2B)
6 and 5 gadolinia fuel rods 1 (fuel rod symbol 2C) are arranged. At this time, gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2B) and gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbol 2)
The ratio of the number of fuel rods to the total number of fuel rods (91) in C) is about 7% and about 6%, respectively.

【００８８】ガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ａ，２
Ｂ，２Ｃ）はこれまでに説明してきたものと同様のもの
であり、ガドリニア燃料棒１（燃料棒記号２Ａ，２Ｂ，
２Ｃ）のウラン濃縮度は軸方向に一様でいずれも４.０
%、ガドリニアの未燃焼時添加濃度は軸方向に一様に７%
である。また、ガドリニアを添加した領域１３の長さが
それぞれ異なっている。Gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbols 2A, 2
(B, 2C) are the same as those described so far, and gadolinia fuel rod 1 (fuel rod symbols 2A, 2B,
The uranium enrichment of 2C) is uniform in the axial direction and is 4.0 in both cases.
%, Gadolinia's unburned additive concentration is 7% evenly in the axial direction
Is. Further, the lengths of the regions 13 to which gadolinia is added are different.

【００８９】ガドリニアを添加しない燃料棒１（燃料棒
記号１，２，３，１Ｐ）についてもこれまでに説明して
きたものと同様であり、燃料棒１（燃料棒記号１）、燃
料棒１（燃料棒記号２）、燃料棒１（燃料棒記号３）、
燃料棒１（燃料棒記号１Ｐ）のウラン濃縮度はそれぞれ
４.９%、４.０%、３.０%、４.９%である。なおこの変形
例では新たに、反制御棒側のコーナー部にウラン濃縮度
２．０％の燃料棒１（燃料棒記号４）を１本設けてい
る。The fuel rods 1 (fuel rod symbols 1, 2, 3, 1P) to which gadolinia is not added are the same as those described above, and the fuel rods 1 (fuel rod symbol 1) and the fuel rods 1 ( Fuel rod symbol 2), fuel rod 1 (fuel rod symbol 3),
The uranium enrichment of fuel rod 1 (fuel rod symbol 1P) is 4.9%, 4.0%, 3.0% and 4.9%, respectively. In this modification, one fuel rod 1 (fuel rod symbol 4) having a uranium enrichment of 2.0% is newly provided at the corner portion on the side opposite to the control rod.

【００９０】以上の結果、燃料集合体１０９における集
合体平均の核分裂性物質の濃縮度は、約２２ヶ月の長期
サイクル運転を達成するために、約４.２%の高濃縮度と
している。As a result of the above, the enrichment level of the fissionable material on average of the assembly in the fuel assembly 109 is set to a high enrichment level of about 4.2% in order to achieve long-term cycle operation of about 22 months.

【００９１】本変形例においても、上記本発明の一実施
形態と同様に、軸方向出力分布を平坦化でき、最大線出
力密度に対する熱的余裕増大効果を得る。Also in this modification, the axial power distribution can be flattened and the effect of increasing the thermal margin with respect to the maximum linear power density can be obtained, as in the above-described embodiment of the present invention.

【００９２】[0092]

【発明の効果】本発明によれば、沸騰水型燃料集合体に
装荷する燃料集合体において、長期サイクル運転時にお
いても軸方向出力分布の平坦化を図れ、最大線出力密度
の制限値に対する熱的余裕を増大させることができる。According to the present invention, in the fuel assembly loaded in the boiling water type fuel assembly, the axial power distribution can be flattened even during the long-term cycle operation, and the heat against the limit value of the maximum linear power density can be achieved. The margin can be increased.

[Brief description of drawings]

【図１】本発明の一実施形態による沸騰水型原子炉用燃
料集合体の断面構造を表す横断面図である。FIG. 1 is a transverse cross-sectional view showing a cross-sectional structure of a boiling water nuclear reactor fuel assembly according to an embodiment of the present invention.

【図２】本発明の一実施形態による沸騰水型原子炉用燃
料集合体の全体構造を表す一部破断斜視図である。FIG. 2 is a partially cutaway perspective view showing the entire structure of a boiling water reactor fuel assembly according to an embodiment of the present invention.

【図３】図１及び図２に示した燃料集合体における燃料
棒のウラン濃縮度および可燃性吸収材濃度の軸方向分布
図である。3 is an axial distribution diagram of uranium enrichment and combustible absorbent concentration of fuel rods in the fuel assembly shown in FIGS. 1 and 2. FIG.

【図４】一般的な沸騰水型原子炉における炉心の軸方向
位置とボイド率との関係を表す図である。FIG. 4 is a diagram showing the relationship between the axial position of the core and the void fraction in a general boiling water reactor.

【図５】図４の縦軸をボイド反応度に置き換えて表した
図である。FIG. 5 is a diagram in which the vertical axis of FIG. 4 is replaced with void reactivity.

【図６】図５に示したボイド反応度の軸方向分布特性を
相殺するための、可燃性吸収材反応度価値と可燃性吸収
材添加燃料棒の全燃料棒に占める本数割合との関係を表
した図である。6 is a graph showing the relationship between the flammable absorbent reactivity value and the ratio of the number of burnable absorbent-added fuel rods to all fuel rods for canceling the axial reactivity distribution of void reactivity shown in FIG. FIG.

【図７】第１燃料棒を離して配置した変形例による沸騰
水型原子炉用燃料集合体の断面構造を表す横断面図であ
る。FIG. 7 is a cross-sectional view showing a cross-sectional structure of a boiling water reactor fuel assembly according to a modification in which the first fuel rods are arranged apart from each other.

【図８】図７に示した燃料集合体における燃料棒のウラ
ン濃縮度および可燃性吸収材濃度の軸方向分布図であ
る。8 is an axial distribution diagram of uranium enrichment and combustible absorbent concentration of fuel rods in the fuel assembly shown in FIG.

【図９】横断面円形の水ロッドを用いた変形例による沸
騰水型原子炉用燃料集合体の断面構造を表す横断面図で
ある。FIG. 9 is a cross-sectional view showing a cross-sectional structure of a boiling water nuclear reactor fuel assembly according to a modification using a water rod having a circular cross-section.

【図１０】図９に示した燃料集合体における燃料棒のウ
ラン濃縮度および可燃性吸収材濃度の軸方向分布図であ
る。10 is an axial distribution diagram of uranium enrichment and combustible absorber concentration of the fuel rod in the fuel assembly shown in FIG.

【図１１】可燃性吸収材添加燃料棒の一部も部分長燃料
棒とした変形例による沸騰水型原子炉用燃料集合体の断
面構造を表す横断面図である。FIG. 11 is a transverse cross-sectional view showing a cross-sectional structure of a fuel assembly for a boiling water nuclear reactor according to a modification in which a part of the combustible absorber-added fuel rod is also a partial length fuel rod.

【図１２】図１１に示した燃料集合体における燃料棒の
ウラン濃縮度および可燃性吸収材濃度の軸方向分布図で
ある。12 is an axial distribution diagram of uranium enrichment and combustible absorbent concentration of fuel rods in the fuel assembly shown in FIG.

【図１３】第３燃料棒を制御棒近傍に配置した変形例に
よる沸騰水型原子炉用燃料集合体の断面構造を表す横断
面図である。FIG. 13 is a transverse cross-sectional view showing a cross-sectional structure of a boiling water reactor fuel assembly according to a modification in which a third fuel rod is arranged near the control rod.

【図１４】図１３に示した燃料集合体における燃料棒の
ウラン濃縮度および可燃性吸収材濃度の軸方向分布図で
ある。14 is an axial distribution diagram of uranium enrichment and combustible absorber concentration of the fuel rod in the fuel assembly shown in FIG.

【図１５】一般的な沸騰水型原子炉の炉心において出力
運転時に軸方向出力分布を平坦化した場合における低温
時の出力分布を示した図である。FIG. 15 is a diagram showing an output distribution at a low temperature when the axial output distribution is flattened during an output operation in a core of a general boiling water reactor.

【図１６】第２燃料棒を制御棒近傍に配置した変形例に
よる沸騰水型原子炉用燃料集合体の断面構造を表す横断
面図である。FIG. 16 is a transverse cross-sectional view showing a cross-sectional structure of a boiling water nuclear reactor fuel assembly according to a modification in which a second fuel rod is arranged in the vicinity of a control rod.

【図１７】図１６に示した燃料集合体における燃料棒の
ウラン濃縮度および可燃性吸収材濃度の軸方向分布図で
ある。FIG. 17 is an axial distribution diagram of uranium enrichment and combustible absorber concentration of fuel rods in the fuel assembly shown in FIG.

【図１８】第１燃料棒を制御棒より遠くに配置した変形
例による沸騰水型原子炉用燃料集合体の断面構造を表す
横断面図である。FIG. 18 is a transverse cross-sectional view showing a cross-sectional structure of a boiling water reactor fuel assembly according to a modification in which the first fuel rods are arranged farther from the control rods.

【図１９】図１８に示した燃料集合体における燃料棒の
ウラン濃縮度および可燃性吸収材濃度の軸方向分布図で
ある。19 is an axial distribution diagram of uranium enrichment and combustible absorbent concentration of the fuel rod in the fuel assembly shown in FIG.

【図２０】第３燃料棒の下端部に可燃性吸収材非添加領
域を設けた変形例による沸騰水型原子炉用燃料集合体の
断面構造を表す横断面図である。FIG. 20 is a transverse cross-sectional view showing a cross-sectional structure of a boiling water nuclear reactor fuel assembly according to a modification in which a combustible absorbent-non-added region is provided at a lower end portion of a third fuel rod.

【図２１】図２０に示した燃料集合体における燃料棒の
ウラン濃縮度および可燃性吸収材濃度の軸方向分布図で
ある。21 is an axial distribution diagram of the uranium enrichment of the fuel rod and the combustible absorbent concentration in the fuel assembly shown in FIG.

【図２２】１０×１０配列に適用した変形例による沸騰
水型原子炉用燃料集合体の断面構造を表す横断面図であ
る。FIG. 22 is a transverse cross-sectional view showing a cross-sectional structure of a boiling water nuclear reactor fuel assembly according to a modification applied to a 10 × 10 array.

【図２３】図２２に示した燃料集合体における燃料棒の
ウラン濃縮度および可燃性吸収材濃度の軸方向分布図で
ある。23 is an axial distribution diagram of uranium enrichment and combustible absorbent concentration of fuel rods in the fuel assembly shown in FIG. 22.

[Explanation of symbols]

１燃料棒１０燃料集合体１１制御棒１３ガドリニアを添加した領域１０２燃料集合体１０３燃料集合体１０４燃料集合体１０５燃料集合体１０６燃料集合体１０７燃料集合体１０８燃料集合体１０９燃料集合体 1 fuel rod 10 Fuel assembly 11 control rod 13 Gadolinia added area 102 fuel assembly 103 fuel assembly 104 fuel assembly 105 fuel assembly 106 fuel assembly 107 Fuel assembly 108 Fuel assembly 109 fuel assembly

フロントページの続き (72)発明者原口裕子神奈川県横須賀市内川二丁目３番１号株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン内 (72)発明者黒木政彦神奈川県横須賀市内川二丁目３番１号株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン内 (72)発明者後藤大輔神奈川県横須賀市内川二丁目３番１号株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン内 (72)発明者佐伯潤神奈川県横須賀市内川二丁目３番１号株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン内Continued front page (72) Inventor Yuko Haraguchi Kanagawa Prefecture Yokosuka City 23-13-1 Kawa Ceremony company Global Nuclear Fue Within Le Japan (72) Inventor Masahiko Kuroki Kanagawa Prefecture Yokosuka City 23-13-1 Kawa Ceremony company Global Nuclear Fue Within Le Japan (72) Inventor Daisuke Goto Kanagawa Prefecture Yokosuka City 23-13-1 Kawa Ceremony company Global Nuclear Fue Within Le Japan (72) Inventor Jun Saeki Kanagawa Prefecture Yokosuka City 23-13-1 Kawa Ceremony company Global Nuclear Fue Within Le Japan

Claims

[Claims]

1. A plurality of absorbent-non-added fuel rods containing fissionable material and a plurality of absorbent-added fuel rods containing fissionable material added with a combustible absorbent are represented by n rows and n columns. In a fuel assembly for a boiling water reactor arranged in a square lattice, the absorber-added fuel rods have different axial lengths of the regions to which the combustible absorber is added, and in the addition region, A fuel assembly comprising a plurality of types of fuel rods in which the concentration of the combustible absorbent is substantially uniform in the axial direction.

2. The fuel assembly according to claim 1, wherein the absorbent-added fuel rods have substantially the same concentration of the combustible absorbent.

3. The fuel assembly according to claim 1 or 2, wherein each of the plurality of absorbent-added fuel rods is arranged so as not to be adjacent to each other in a row direction or a column direction in the square lattice array. A fuel assembly characterized by the following.

4. The fuel assembly according to any one of claims 1 to 3, wherein the absorbent-added fuel rod has a uranium enrichment substantially in the axial direction except for depleted uranium or natural uranium or a low enriched uranium region at upper and lower ends. A fuel assembly characterized by being uniform.

5. The fuel assembly according to any one of claims 1 to 4, wherein an average uranium enrichment of the fuel assembly is 4% or more and 5% or less when unburned.

6. The fuel assembly according to any one of claims 1 to 4, wherein the combustible absorbent added to the absorbent-added fuel rod is gadolinia, and the additive concentration when unburned is 5% or more. Characteristic fuel assembly.

7. The fuel assembly according to claim 1 or 2, wherein the absorbent-added fuel rod includes a plurality of first fuel rods having a maximum axial length in a region to which the combustible absorbent is added, Second fuel rods in the middle and third fuel rods in the smallest
A fuel assembly including a fuel rod.

8. The fuel assembly according to claim 7, wherein the number ratio of the second fuel rods to all the fuel rods is about 4 to about 8%.
The fuel assembly is characterized in that the ratio of the number of the third fuel rods to all the fuel rods is about 3 to about 6%.

9. The fuel assembly according to claim 7, wherein among the absorber-added fuel rods, at least each of the plurality of first fuel rods is arranged in the square lattice array in a row direction or a column direction. A fuel assembly characterized by being arranged so as not to be adjacent to each other.

10. The fuel assembly according to claim 7, wherein the third fuel rod is a partial length fuel rod having a shorter active fuel length than other fuel rods.

11. The fuel assembly according to claim 7, wherein when divided into a control rod side region and an anti-control rod side region, the first fuel rods have the anti-control rods more than the control rod side region. A large number of fuel assemblies are arranged in the side region.

12. The fuel assembly according to claim 7, wherein when the control rod side region and the anti-control rod side region are divided into two equal parts, the second fuel rods have the control rods more than the anti-control rod side region. A large number of fuel assemblies are arranged in the side region.

13. The fuel assembly according to claim 7, wherein when divided into a control rod side region and an anti-control rod side region, the third fuel rod is closer to the control rod side than the anti-control rod region. A fuel assembly characterized by being placed in many areas.