JP2004020463A

JP2004020463A - Fuel assembly and nuclear reactor core

Info

Publication number: JP2004020463A
Application number: JP2002178062A
Authority: JP
Inventors: Yasushi Hirano; 平野　靖; Hirohisa Kaneko; 金子　浩久
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2002-06-19
Filing date: 2002-06-19
Publication date: 2004-01-22
Anticipated expiration: 2022-06-19
Also published as: JP4098002B2

Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To provide fuel assemblies and a reactor core which can minimize loss of reactivity as a countermeasure of control rod histeresis effect even for lowering of fissionable material quantity in the control rod insertion side of the fuel assemblies. <P>SOLUTION: First fuel assemblies and second fuel assemblies are provided. In fuel rods in the second fuel assemblies, the fissionable material quantity in fuel rods positioning at the center side corner of a control rod adjacent to the fuel assemblies is less than the fissionable material quantity in fuel rods positioning at the corner and the other fuel rods. In addition, the fissionable material quantity in fuel rods positioning at the corner and the other fuel rods is less than the fissionable material quantity in fuel rods at the position corresponding to the first fuel assemblies. <P>COPYRIGHT: (C)2004,JPO

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の原子炉の燃料集合体および原子炉炉心に係わり、特に、特定の性質を有する燃料集合体群が特定の条件で組み合わせて装荷されている燃料集合体および原子炉炉心に関する。
【０００２】
【従来の技術】
近年、原子力発電プラントにおいては、運転経済性を向上させるために、燃料であるウランの濃縮度を高めることにより高燃焼度化を図ることや、プラントの設備利用率向上のために運転期間長期化を図っている。
【０００３】
図１１に沸騰水型原子炉に使用される高燃焼度燃料集合体の一例を示す。燃料集合体１は、濃縮ウランの酸化物を焼結した燃料ペレットを充填した７４本の燃料棒２、３と２本のウォータロッド６をスペーサ８、８’　で９行９列の格子状に配置保持し上部タイプレートおよびか舞台プレート５で結束して燃料棒束とし、これをチャンネルボックス７で包囲して構成されている。７４本の燃料棒はさらに、燃料ペレットが充填されている燃料棒有効長が通常の長さの６６本の長尺燃料棒２と燃料棒有効長が長尺燃料棒の約２／３の８本の短尺燃料棒３とからなる。また、一部の燃料棒には、余剰反応度を適切な範囲に制御するために、濃縮ウランの酸化物と可燃性毒物であるガドリニウムの酸化物（ガドリニア）を混合焼結した　燃料ペレットが充填されている。
【０００４】
ところで、従来の燃料設計では、図１２、図１３に示すように、燃料集合体平均の核分裂性物質量が等しく（３．７５ｗｔ％）可燃性毒物の含有量の異なる２種類の燃料集合体を設計している。図１４、図１５において、Ｇは可燃性毒物含有の燃料棒、Ｖは短尺燃料棒、整数は通常の燃料棒を示す。また、濃縮度についてはｅ＜ｄ＜ｃ＜ｂ＜ａという関係が成り立つものとする。
【０００５】
このように２種類の燃料集合体を設計するのは、炉心の熱的特性、炉停止余裕の改善や、運転期間変動時の余剰反応度の平坦化を図るためである。すなわち、図１２に示されるような可燃性毒物の含有量の多い燃料集合体（高Ｇｄ燃料）を炉心の熱的特性、炉停止余裕の厳しい場所に配置し、その他の場所に、図１３に示すような可燃性毒物の含有量の少ない燃料集合体（低Ｇｄ燃料）を配置する。また、余剰反応度の適正化のため運転期間が短い場合は高Ｇｄ燃料の燃料装荷割合を高くし、運転期間が長い場合は低Ｇｄ燃料の燃料装荷割合を高くするなどの工夫を行っている。
【０００６】
また、従来の炉心の運転では、原子炉の運転操作性向上のため、燃料集合体１の原子炉内での配置を改良している。すなわち、図１４の炉心配置図に示すように、原子炉の出力を制御する制御棒１０を限定し、運転中に使用する制御棒１０の周辺に比較的燃焼度の進んだ燃料集合体１を配置して、コントロールセル１１を形成している。
【０００７】
これにより、制御棒１０の挿入深度を調整する際に制御棒周辺の燃料集合体１における出力変動を緩やかにして、制御棒１０の移動による影響を小さくするような炉心であるコントロールセルコア１２が考案されており、現在は、このような燃料集合体１および原子炉内の配置の改良を基に、原子炉の急速起動や定格出力での制御棒の調整が考えられている。
【０００８】
前記コントロールセルコア１２の採用により、長期間、同一の制御棒１０が出力の制御のために使用されることにより、当該制御棒１０の周辺における燃料集合体１については、制御棒１０が近傍に挿入されていることにより、燃料集合体１の熱中性子分布が歪んで燃焼が不均一となり、制御棒引抜き時において制御棒挿入時には抑えられていた部分に出力が集中してしまう。
【０００９】
また制御棒１０が近傍に挿入されることにより、減速材が排除されて比較的高速中性子束が高くなり、プルトニウムの蓄積が進むことから制御棒引抜き時に出力が上昇するという制御棒履歴効果が表れるという問題があった。
【００１０】
図１５の特性曲線図は、この制御棒履歴効果の概略を示したものである。図１５に示すように、横軸に燃焼度を、縦軸に上記燃料集合体１を構成する燃料棒２，３におけるコーナーロッドに位置する燃料棒１６の燃料集合体相対出力係数（以下局所ピーキング係数と呼ぶ）をとっている。ここで、コーナーロッドとは、燃料集合体の制御棒挿入側の隅部位置すなわち（１，１）位置をいい、図１６において符号１６で表される燃料棒位置である。
【００１１】
また、破線１３は制御棒１０が挿入されていない場合の局所ピーキング係数、破線１４は制御棒１０が挿入されている場合の局所ピーキング係数を表している。さらに、コントロールセル１１を構成している燃料集合体１の局所ピーキング係数は、実線１５で示すように点Ａ〜点Ｆへと変化して行く。
【００１２】
すなわち、点Ｃ〜点Ｄの一定期間、制御棒１０の履歴を受けた局所ピーキング係数は、制御棒１０を引抜くと点Ｇへ戻るのではなく、前記制御棒履歴効果により点Ｅへ移る。この時の点Ｇ−点Ｅの増加が制御棒履歴効果である。
【００１３】
この制御棒履歴効果は、図１６に示すように、燃料集合体１における制御棒１０の中心付近の燃料棒１６、１７、１８に生ずるが、特に上述のコーナーロッドに位置する燃料棒１６において、また原子炉の長期運転が行われるほど著しい。
【００１４】
この対策としては、図１６に示した燃料集合体において、燃料集合体１の（１，１）コーナー部および制御棒１０に面した位置（１６，１７，１８等の位置）の燃料棒の核分裂性物質含有量を他の位置の含有量より下げる構成が示された特開昭５４−３３９９３号公報「燃料集合体」と、（１，１）コーナー部の燃料棒１６に減損ウランを用いる構成が示された特開昭５６−１２５６８９号公報「燃料集合体」が開示されている。
【００１５】
一般に、燃料の反応度特性の観点からは、熱中性子分布の高い燃料集合体外周部やウォータロッド周囲の燃料棒の核分裂性物質量を高めた方が有利である。また、高燃焼度化の観点からは、集合体平均の核分裂性物質量をできるだけ高める必要がある。したがって、全ての燃料集合体について先述の公報記載の構成による対策を行うと、運転末期の燃料の反応度をロスすることになり、燃料経済性を損なうことになる。
【００１６】
【発明が解決しようとする課題】
上述した通り、制御棒の移動による影響を小さくするためにコントロールセルを採用すると、制御棒履歴に問題が生じ、これを改善すべく１種類の燃料集合体の制御棒挿入側の角部の核分裂性物質含有量を下げると、それを補うべく全体の含有量を高めなければならないため、燃料コストが増大するという問題があった。
【００１７】
そこで、本発明は、制御棒履歴効果の対策として、燃料集合体の制御棒挿入側の核分裂性物質量を低下させても、反応度のロスをできるだけ少なくすることのできる燃料集合体および原子炉炉心を提供することを目的とする。
【００１８】
【課題を解決するための手段】
請求項１記載の発明に係わる燃料集合体は、内部に核分裂性物質が充填された複数の燃料棒および前記燃料棒間に配置された水ロッドを有し可燃性毒物を含有する複数の第１燃料集合体と、内部に核分裂性物質が充填された複数の燃料棒および前記水ロッドを有し前記第１燃料集合体よりも少ない量の可燃性毒物を含有する複数の第２燃料集合体とを具備し、前記第２燃料集合体の燃料棒のうち、燃料集合体の隣接する制御棒の中心側の角部に位置する燃料棒の核分裂性物質量が、前記角部に位置する燃料棒に近接する燃料棒およびそれ以外の燃料棒の核分裂性物質量よりも少なく、かつ、前記第２燃料集合体の前記角部に位置する燃料棒およびそれに近接する燃料棒の核分裂性物質量が、前記第１燃料集合体の対応する位置の燃料棒の核分裂性物質量より少ないことを特徴としている。
【００１９】
請求項２記載の発明に係わる燃料集合体は、内部に核分裂性物質が充填された複数の燃料棒および前記燃料棒間に配置された水ロッドを有し可燃性毒物を含有する複数の第１燃料集合体と、内部に核分裂性物質量が充填された複数の燃料棒および前記水ロッドを有し前記第１燃料集合体よりも少ない量の可燃性毒物を含有する複数の第２燃料集合体と、前記第２燃料集合体と同じ量の可燃性毒物を含有する複数の第３燃料集合体とを具備し、前記第３燃料集合体の燃料棒のうち、燃料集合体の隣接する制御棒の中心側の角部に位置する燃料棒の核分裂性物質量が、前記角部に位置する燃料棒に近接する燃料棒およびそれ以外の燃料棒の核分裂性物質量よりも少なく、かつ、前記第３燃料集合体の前記角部に位置する燃料棒およびそれに近接する燃料棒の核分裂性物質量が、前記第１燃料集合体および前記第２集合体の対応する位置の燃料棒の核分裂物質量より少ないことを特徴としている。
【００２０】
本発明において性、制御棒の中心側の角部に位置する燃料棒を（ｘ，ｙ）座標で表すと、４つの象限それぞれについて（１，１）、（−１，１）、（１，−１）、（−１，−１）となるが、（１，１）を代表として取り上げて説明し、これ以外の象限については説明を省略する。角部に位置する燃料棒（１，１）に近接する燃料棒とは、（１，２）、（２，１）、（１，３）、（３，１）位置の燃料棒のことである。
【００２１】
請求項３記載の発明は、請求項２記載の燃料集合体において、前記第３燃料集合体の装荷体数が、炉心全体で使用するコントロールセルの体数と同じ，または予備のコントロールセルを含む全コントロールセルの体数と同じであることを特徴としている。
【００２２】
請求項４記載の発明は、請求項１乃至３のいずれか１項記載の燃料集合体において、少なくとも前記角部に位置する燃料棒の濃縮度が、天然ウラン、回収ウランまたは劣化ウランにより調整されていることを特徴としている。
【００２３】
請求項５記載の発明は、請求項１乃至３のいずれか１項記載の燃料集合体において、前記燃料集合体がＤ格子で配列され、少なくとも前記角部に位置する燃料棒の濃縮度が、天然ウラン、回収ウランまたは劣化ウランにより調整されていることを特徴としている。
【００２４】
請求項６記載の発明は、請求項１乃至５のいずれか１項記載の燃料集合体において、少なくとも前記角部に位置する燃料棒における上部領域の核分裂性物質量が下部領域よりも少ないことを特徴としている。
【００２５】
請求項７記載の発明は、請求項１乃至６のいずれか１項記載の複数の燃料集合体を装荷してなる原子炉炉心である。
【００２６】
一般に、ガドリニウム（Ｇｄ）のような可燃性毒物を含有した燃料棒は、燃料集合体で使用される複数の核分裂性物質量（ウラン燃料の場合は濃縮度）の最大値となっていない。これは、可燃性毒物を含有した燃料棒は、可燃性毒物を含有しない燃料棒に比べ熱伝導率が低いので、可燃性毒物燃焼後の燃料寿命後期の相対出力が増加しないように、あらかじめ核分裂性物質量を下げた設計となっているためである。
【００２７】
本発明によれば、制御棒履歴効果の対策として、可燃性毒物の含有量の少ない低Ｇｄ燃料のみの制御棒側の角部の（ｘ，ｙ）座標で定義される少なくとも（１，１）位置の燃料棒の核分裂性物質量を少なくさせている。
【００２８】
この低Ｇｄ燃料の核分裂性物質量の減少分は、高Ｇｄ燃料と低Ｇｄ燃料の可燃性毒物含有燃料棒本数の差分だけ低Ｇｄ燃料の核分裂性物質量を増加できるのでこの増加分で打ち消すように設計できる。したがって、低Ｇｄ燃料（請求項１の第２燃料集合体、または請求項２および３の第３燃料集合体）の燃料集合体の核分裂性物質量を高Ｇｄ燃料（第１燃料集合体）より低下させずに済む。
【００２９】
すなわち、単に燃料集合体の角部付近の燃料棒の核分裂性物質量を下げた設計を全ての燃料（高Ｇｄ燃料や低Ｇｄ燃料）に適用した場合に比べれば、炉心全体の反応度を大きく損なうことはない。
【００３０】
請求項１では、通常の高Ｇｄ燃料（第１燃料集合体）と制御棒履歴効果の対策を施した低Ｇｄ燃料（第２燃料集合体）で炉心を構成しており、全部の燃料集合体に制御棒履歴効果の対策を施した場合に比べ、燃料集合体の平均核分裂性物質量を高くでき、燃料集合体の反応度を高くできる。
【００３１】
ただし、制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料は、平均核分裂性物質量は減少させなくても、反応度価値の高い燃料集合体のコーナー付近の燃料棒の核分裂性物質量が低下する分、通常の低Ｇｄ燃料に比べて若干反応度を損なうことになる。
【００３２】
低Ｇｄ燃料の全てを制御棒履歴対策用の燃料集合体とする必要はないので、請求項２では、通常の高Ｇｄ燃料（第１燃料集合体）、低Ｇｄ燃料（第２燃料集合体）と、制御棒履歴効果の対策を施した低Ｇｄ燃料（第３燃料集合体）の３種類の燃料で炉心を構成することにより、請求項１に比べ通常の低Ｇｄ燃料集合体を使用した分だけ炉心全体の反応度を高くできる。
【００３３】
さらに、請求項３では、制御棒履歴効果の対策を施した低Ｇｄ燃料をコントロールセルまたは予備のコントロールセルの体数までに限定することにより、炉心全体の反応度をさらに高することができる。
【００３４】
請求項４は、少なくとも（１，１）位置の燃料棒の濃縮度を、回収ウランまたは天然ウランまたは劣化ウランで調整しているので、制御棒履歴効果の対策となるだけでなく、対象燃料の濃縮コストは必要なくなる。
【００３５】
請求項５は、Ｄ格子燃料集合体の場合に、少なくとも（１，１）位置の燃料棒の濃縮度を、回収ウランまたは天然ウランまたは劣化ウランで調整しているので、請求項４と同様の効果がある。Ｄ格子配列とは、制御棒が配置された非沸騰水領域の幅が、制御棒が配置されていない非沸騰水領域の幅よりも広く配置された構造のものである。
【００３６】
また、通常の運転における運転サイクル末期の軸方向出力分布は、図１７に示すように、中央部または上部ピークとなっているので、コントロールセルの制御棒引抜き後に線出力密度がより増加するのは軸方向上部の領域である。したがって、請求項６のように、少なくとも（１，１）位置の燃料棒の燃料棒の軸方向上部の核分裂性物質量を下部より下げることで、燃料集合体の平均核分裂性物質量を増加でき、反応度の利得を得ることができる。
【００３７】
【発明の実施の形態】
［実施形態１］
図１、図２は、本発明による第１の実施形態である。
図１は、低Ｇｄ燃料（第２燃料集合体）の水平断面図、および各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図である。各燃料棒の種類と濃縮度は図１（ｂ）のように対応している。図１中、Ｇは可燃性毒物含有の燃料棒、Ｖは短尺燃料棒、整数は通常の燃料棒を示している。また、本実施形態においては、高Ｇｄ燃料（第１燃料集合体）として従来例で説明した図１３の燃料棒を使用している。なお、当該燃料集合体の構成は従来と同様であるので、その構成は省略する。そして、本実施形態は、図１１に示した燃料集合体を用いたもので、チャンネルボックス７内の燃料棒の配列は９行９列の正方格子配列であり、燃料棒束は１から６およびＧで示す６６本の長尺燃料棒２と、Ｖで示す８本の短尺燃料棒３およびＷで示す２本のウォータロッド６で構成されている。燃料ペレットが充填されている有効部の長さは、長尺燃料棒では約３７０ｃｍ、短尺燃料棒で約２２０ｃｍである。
【００３８】
長尺燃料棒の有効部分には、上端部約３０ｃｍ（２ノード）および下端部約１５ｃｍ（１ノード）の部分に天然ウランペレット＊１が充填されているが、内部の約３２５ｃｍ部分の濃縮度は軸方向に一様である。また、各燃料棒の内部に充填されている燃料ペレットの濃縮度はａからｅまで５種類（天然ウランは除く）である。可燃性毒物を含有する燃料棒はＧの計１２本ある。ウランの濃縮度は図１において、１．４ｗｔ％＜ｅ＜ｄ＜ｃ＜ｂ＜ａという関係が成り立つ構成である。また、上述したように、図１３においてウラン濃縮度はｅ＜ｄ＜ｃ＜ｂ＜ａと構成されている。なお、上下端天然ウランブランケット部を含めた燃料集合体平均濃縮度はいずれも３．７５ｗｔ％である。
【００３９】
図１の低Ｇｄ燃料において、斜線で示した制御棒側の燃料棒の濃縮度（ｗｔ％）は、対応する位置の燃料棒の濃縮度より小さくなっている。
【００４０】
すなわち、制御棒に近接する（１，１）位置の燃料棒の濃縮度は１．４ｗｔ％であり、これ以外の角部である（１，９）、（９，１）および（９，９）位置の燃料棒の濃縮度よりも小さい。また、（１，１）位置に近接する（１，２）、（２，１）位置の燃料棒の濃縮度は（１，８）、（８，１）、（９，２）、（８，９）および（９，８）位置の燃料棒の濃縮度よりも小さい。さらに、（１，３）および（３，１）位置の燃料棒の濃縮度は、（１，７）、（７，１）、（３，７）、（７，３）、（７，９）、（９，７）位置の燃料棒の濃縮度より小さい。
【００４１】
また、図２に示した高Ｇｄ燃料の濃縮度と比較しても、対応する位置の燃料棒の濃縮度より小さくなっている。
【００４２】
すなわち、図１の（１，１）位置の燃料棒の濃縮度は、図１３の（１，１）位置の燃料棒の濃縮度より小さい。また、図１の（１，２）、（２，１）位置の燃料棒の濃縮度は、図１３の（１，２）、（２，１）位置の燃料棒の濃縮度より小さい。さらに、図１の（１，３）、（３，１）位置の燃料棒の濃縮度は、図１３の（１，３）、（３，１）位置の燃料棒の濃縮度より小さい。
【００４３】
これらの低Ｇｄ燃料（図１）と高Ｇｄ燃料（図１３）を図２のように装荷する。すなわち、コントロールセル１１には制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料Ｌのみを配置し、コントロールセル以外の領域は、低Ｇｄ燃料と通常の高Ｇｄ燃料を配置する（特に図示せず）ことにより、コントロールセル１１の制御棒１０を引抜いた後の局所ピーキングの悪化を抑制することができる。また、炉心全体の燃料に対して、制御棒履歴効果対策用に制御棒側の濃縮度を適用した場合に比べて反応度のロスを抑えることができる。
【００４４】
なお、図１の（１，１）位置の燃料棒の濃縮度１．４ｗｔ％は回収ウラン＊１であり（これは第４の発明の実施形態でもある）、回収ウランを用いたことで濃縮コストが低減できる。
【００４５】
［実施形態２］
図１、図２、図１２、図１３は、本発明による第２の実施形態である。図１２、図１および図１３は、それぞれ通常の低Ｇｄ燃料（第２燃料集合体）、制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料（第３燃料集合体）および通常の高Ｇｄ燃料（第１燃料集合体）の水平断面図、および各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図である。図１と図１３の制御棒コーナー側の濃縮度の関係は先に説明した通りである。
【００４６】
これら３種類の燃料集合体の炉心装荷パターンを図２に示す。すなわち、コントロールセル１１には制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料Ｌのみを配置し、コントロールセル以外の領域には、制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料Ｌ、通常の低Ｇｄ燃料および通常の高Ｇｄ燃料の３種類の燃料集合体を配置する（特に図示せず）ことにより、コントロールセル１１の制御棒１０を引抜いた後の局所ピーキングの悪化を抑制することができる。第１の発明に比べ、反応度の低下傾向を有する制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料の装荷体数が削減できるので、炉心全体の反応度のロスをより低減できる。
【００４７】
［実施形態３］
図１、図３、図１２、図１３は、本発明による第３の実施形態である。図１２、図１および図１３は、それぞれ通常の低Ｇｄ燃料（第２燃料集合体）、制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料（第３燃料集合体）および通常の高Ｇｄ燃料（第１燃料集合体）の水平断面図、および各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図である。図１と図１３の制御棒コーナー側の濃縮度の関係は先に説明した通りである。
【００４８】
これら３種類の燃料集合体の炉心装荷パターンを図３に示す。すなわち、コントロールセル１１および予備のコントロールセル１１ａには制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料Ｌのみを配置し、コントロールセル以外の領域には、制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料Ｌを配置せず通常の低Ｇｄ燃料と高Ｇｄ燃料のみ配置する（特に図示せず）ことにより、コントロールセル（予備も含む）の制御棒を引抜いた後の局所ピーキングの悪化を抑制することができる。第２の発明に比べ、反応度の低下傾向を有する制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料の装荷体数がさらに削減できるので、炉心全体の反応度のロスをより低減できる。
【００４９】
［実施形態４］
図４は、図１の（１，１）位置の燃料棒の濃縮度を天然ウランで調整した第４の実施形態である。図１と同じ燃料集合体平均濃縮度をもつように、（１，２）、（２，１）、（１，３）、（３，１）の濃縮度も図１と構成が異なっている。また、濃縮度についてはｅ＜ｄ＜ｆ＜ｃ＜ｂ＜ａという関係が成り立つものとする。（１，１）のコーナー部の燃料に、天然ウラン（濃縮度０．７ｗｔ％）を用いたことで、天然ウランを除く濃縮度の種類数増加を抑制でき濃縮コストが低減できる。
【００５０】
図５は、図１の（１，１）位置の燃料棒の濃縮度を劣化ウランで調整した第４の実施形態で、図１と同じ燃料集合体平均濃縮度をもち、制御棒履歴効果対策用に（１，１）、（１，２）、（２，１）の位置の濃縮度を下げている。濃縮度についてはｅ＜ｄ＜ｃ＜ｂ＜ａという関係が成り立つものとする。（１，１）のコーナー部の燃料に、劣化ウラン（濃縮度０．２ｗｔ％）を用いたことで、劣化ウランを除く濃縮度の種類数増加を抑制でき濃縮コストが低減できる。
【００５１】
ここで、図１、図４、図５の制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料制御棒引抜き後の局所出力ピーキング係数低減効果を、図６にまとめる。
【００５２】
この図は、各燃料の短尺燃料棒の存在する領域で４０％ボイド履歴の単位集合体燃焼計算を行い、燃焼度３０ＧＷｄ／ｓｔから４０ＧＷｄ／ｓｔの間に制御棒を挿入し、燃焼度４０ＧＷｄ／ｓｔで制御棒を引抜いた後の局所出力ピーキング係数の推移を示している。制御棒を挿入しない場合は、燃焼度２５ＧＷｄ／ｓｔ以降は、局所出力ピーキング係数は１．１以下の値で推移する。しかし、制御棒を挿入すると制御棒引抜き直後の局所出力ピーキング係数が増加し、図１２に示した通常の低Ｇｄ燃料（濃縮度２．４ｗｔ％）では、燃焼度４０ＧＷｄ／ｓｔで１．２４程度となる。
【００５３】
それに対し、図１（回収ウラン：コーナー燃料棒の濃縮度１．４ｗｔ％）の場合は、燃焼度４０ＧＷｄ／ｓｔの局所出力ピーキング係数は１．２０、図４（天然ウラン：コーナー燃料棒の濃縮度０．７ｗｔ％）の場合は１．１７、図５（劣化ウラン：コーナー燃料棒の濃縮度０．２ｗｔ％）の場合は１．１５で、３％から７％程度の局所出力ピーキング係数の低減効果が得られる。
【００５４】
［実施形態５］
本発明による第５の実施形態は、図７、図８の燃料集合体で、図２乃至図３の炉心を構成したものである。
【００５５】
図７、図８は、燃料集合体間の非沸騰水領域の幅が制御棒挿入側の方が非挿入側よりも広いＤ格子燃料集合体であり、短尺燃料棒Ｖ１とＶ２の本数、位置は、図１２と異なっており、燃料集合体平均濃縮度は３．９７ｗｔ％である。図７は、制御棒履歴効果対策用にコーナー周辺領域の濃縮度を下げた低Ｇｄ燃料であり、図８は、図７と同じ集合体平均濃縮度をもつ通常の高Ｇｄ燃料である。図７および図８において、濃縮度についてはｋ＜ｊ＜ｉ＜ｈ＜ｇという関係が成り立つものとする。
【００５６】
図７の低Ｇｄ燃料において、斜線で示した制御棒側の燃料棒の濃縮度（ｗｔ％）は、対応する位置の燃料棒の濃縮度より小さくなっている。
制御棒に近接する（１，１）のコーナー部の位置の燃料棒の濃縮度は０．７ｗｔ％であり、これ以外の角部である（１，９）、（９，１）および（９，９）位置の燃料棒の濃縮度よりも小さい。また、（１，１）位置に近接する（１，２）、（２，１）位置の燃料棒の濃縮度は、対応の（１，８）、（８，１）、（２，９）、（９，２）、（８，９）、（９，８）位置の燃料棒の濃縮度よりも小さい。
【００５７】
また、図８に示した高Ｇｄ燃料の濃縮度と比較しても、対応する位置の燃料棒の濃縮度より小さくなっている。
【００５８】
図７の（１，１）位置の燃料棒の濃縮度は、図８の（１，１）位置の燃料棒の濃縮度より小さい。また、図７（１，２）、（２，１）位置の燃料棒の濃縮度は、図８（１，２）、（２，１）位置の燃料棒の濃縮度より小さい。
【００５９】
さらに、（１，１）位置の燃料棒の濃縮度は天然ウランとなっている。
これらの低Ｇｄ燃料（図７）と高Ｇｄ燃料（図８）を例えば図２のように装荷する。すなわち、コントロールセルには制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料Ｌのみを配置し、コントロールセル以外の領域は、前記低Ｇｄ燃料Ｌと通常の高Ｇｄ燃料を配置する（特に図示せず）ことにより、コントロールセルの制御棒を引抜いた後の局所ピーキングの悪化を抑制することができる。また、炉心全体の燃料に対して、制御棒履歴効果対策用に制御棒側の濃縮度を適用した場合に比べて反応度のロスを抑えることができる。
【００６０】
図９に、図６と同様な計算を行った場合の結果を示す。通常の設計（（１，１）位置の燃料棒の濃縮度が２．４ｗｔ％）の場合に比べて、（１，１）燃料棒の濃縮度を天然ウランまで下げると、制御棒引抜き直後の燃焼度４０ＧＷｄ／ｓｔの局所出力ピーキング係数は、１．２９から１．２４まで約４％低減できる。
【００６１】
［実施形態６］
図１０に、本発明の第６の実施形態を示す。ここでは、制御棒履歴効果対策用に（１，１）、（１，２）、（１，３）位置の燃料棒の濃縮度を下げた設計としているが、これらの燃料棒の下部領域の濃縮度は、上部領域より高くしている。尚、濃縮度についてはｅ＜ｇ＜ｄ＜ｃ＜ｂ＜ａという関係が成り立つものとする。したがって、図１に比べて燃料集合体平均濃縮度を３．７５ｗｔ％から３．７６ｗｔ％まで０．０１ｗｔ％高くでき、この分だけ反応度の利得を得ることができる。
【００６２】
【発明の効果】
以上述べたように、本発明によれば、低Ｇｄ燃料と高Ｇｄ燃料からなる原子炉炉心において、高Ｇｄ燃料よりＧｄ燃料棒本数の少ない低Ｇｄ燃料で、Ｇｄ燃料棒の本数差の分の燃料棒の核分裂性物質量を増加し、制御棒挿入側のコーナー領域の燃料棒の核分裂性物質量を減らすことにより、高Ｇｄ燃料と同じ燃料集合体平均核分裂性物質量で、制御棒履歴効果対策用の新たな低Ｇｄ燃料を作ることができる。そこで、これをコントロールセルに用いれば炉心全体の反応度をロスすることなく制御棒引抜き後の線出力密度の悪化を低減可能な燃料集合体及び原子炉炉心を提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明による低Ｇｄ燃料集合体の構成を示し、（ａ）は水平断面図、（ｂ）は各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図。
【図２】本発明による第１および第２の実施形態を示すコントロールセルコアの炉心配置図。
【図３】本発明による第３の実施形態を示すコントロールセルコアの炉心配置図。
【図４】本発明による第４の実施形態を示し、（ａ）は低Ｇｄ燃料集合体の構成を示す水平断面図、（ｂ）は各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図。
【図５】本発明による第４の実施形態を示し、（ａ）は低Ｇｄ燃料集合体の構成を示す水平断面図、（ｂ）は各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図。
【図６】制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料の制御棒引抜き後の局所出力ピーキング係数低減効果を表すグラフ。
【図７】本発明による第５の実施形態を示し、（ａ）はＤ格子低Ｇｄ燃料集合体の構成を示す水平断面図、（ｂ）は各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図。
【図８】本発明による第５の実施形態を示し、（ａ）は低Ｇｄ燃料集合体の構成を示す水平断面図、（ｂ）は各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図。
【図９】制御棒履歴効果対策用のＤ格子低Ｇｄ燃料の制御棒引抜き後の局所出力ピーキング係数の低減効果を表すグラフ。
【図１０】本発明による第６の実施形態を示し、（ａ）は低Ｇｄ燃料集合体の構成を示す水平断面図、（ｂ）は各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図。
【図１１】従来の高燃焼度用燃料集合体を一部断面で示し、（ａ）は立面図、（ｂ）は（ａ）のｂ−ｂ矢視断面図、（ｃ）は（ａ）のｃ−ｃ矢視断面図。
【図１２】従来例の低Ｇｄ燃料集合体の構成を示し、（ａ）は水平断面図、（ｂ）は各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図。
【図１３】従来例および本発明の高Ｇｄ燃料集合体の構成を示し、（ａ）は水平断面図、（ｂ）は各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図
【図１４】コントロールセルコアの炉心配置図。
【図１５】制御棒履歴効果を示す特性曲線グラフ。
【図１６】従来の高燃焼度用燃料集合体の横断面図
【図１７】運転後期の軸方向出力分布特性グラフ。
【符号の説明】
１…燃料集合体
２…長尺燃料棒
３…短尺燃料棒
４…上部タイプレート
５…下部タイプレート
６…太径ウォータロッド
７…チャンネルボックス
８…スペーサ
９…外部スプリング
１０…十字型制御棒
１１…コントロールセル
１１ａ…予備のコントロールセル
１２…コントロールセルコア
１３〜１５…局所ピーキング係数曲線
１６…（１，１）コーナー位置
１７…（１，２）、（２，１）位置
１８…（１，３）、（３，１）位置
１９…（１，１）以外のコーナー位置
２０…１７と対応する位置
２１…１８と対応する位置
Ｌ…制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料[0001]
TECHNICAL FIELD OF THE INVENTION
The present invention relates to a fuel assembly and a reactor core of a reactor of a boiling water reactor (BWR), and more particularly to a fuel assembly in which a group of fuel assemblies having specific properties are loaded in combination under specific conditions. Body and reactor core.
[0002]
[Prior art]
In recent years, nuclear power plants have been working to increase the burnup by increasing the enrichment of uranium as a fuel in order to improve operating economics, and to extend the operation period in order to improve plant utilization. I am planning.
[0003]
FIG. 11 shows an example of a high burn-up fuel assembly used in a boiling water reactor. The fuel assembly 1 is composed of 74 fuel rods 2 and 3 filled with fuel pellets obtained by sintering enriched uranium oxide and two water rods 6 in a grid of 9 rows and 9 columns by spacers 8 and 8 '. It is arranged and held and bound by the upper tie plate and the stage plate 5 to form a fuel rod bundle, which is surrounded by a channel box 7. The 74 fuel rods further include 66 long fuel rods 2 each having a normal length and a fuel rod filled with fuel pellets, and an effective fuel rod length of about 2/3 of the long fuel rods. And short fuel rods 3. In addition, some fuel rods are filled with fuel pellets obtained by mixing and sintering the oxide of uranium enriched with the oxide of gadolinium (gadolinia), which is a burnable poison, in order to control the excess reactivity within an appropriate range. Have been.
[0004]
By the way, in the conventional fuel design, as shown in FIGS. 12 and 13, two types of fuel assemblies having the same fissile substance amount (3.75 wt%) and different combustible poison contents are used. It is designed. 14 and 15, G indicates a fuel rod containing a burnable poison, V indicates a short fuel rod, and an integer indicates a normal fuel rod. It is assumed that the relationship of e <d <c <b <a holds for the enrichment.
[0005]
The purpose of designing the two types of fuel assemblies in this way is to improve the thermal characteristics of the core, the reactor shutdown margin, and the flattening of the excess reactivity when the operation period varies. That is, a fuel assembly (high Gd fuel) having a high content of burnable poisons as shown in FIG. 12 is placed in a place where the thermal characteristics of the core and the margin for stopping the furnace are severe, and in other places, as shown in FIG. A fuel assembly having a low content of burnable poisons (low Gd fuel) as shown in FIG. In order to optimize the excess reactivity, the fuel loading ratio of the high Gd fuel is increased when the operating period is short, and the fuel loading ratio of the low Gd fuel is increased when the operating period is long. .
[0006]
In the conventional operation of the core, the arrangement of the fuel assemblies 1 in the reactor is improved in order to improve the operation operability of the reactor. That is, as shown in the core arrangement diagram of FIG. 14, the control rods 10 for controlling the power of the reactor are limited, and the fuel assemblies 1 with relatively high burnup are arranged around the control rods 10 used during operation. They are arranged to form the control cell 11.
[0007]
Thereby, when adjusting the insertion depth of the control rod 10, the control cell core 12, which is a core that reduces the influence of the movement of the control rod 10 by making the output fluctuation in the fuel assembly 1 around the control rod moderate, is reduced. At present, rapid start-up of the reactor and adjustment of control rods at the rated output are considered based on the improvement of the arrangement in the fuel assembly 1 and the reactor.
[0008]
With the use of the control cell core 12, the same control rod 10 is used for controlling the output for a long period of time, so that the fuel rod 1 around the control rod 10 is located close to the control rod 10. Due to the insertion, the thermal neutron distribution of the fuel assembly 1 is distorted and the combustion becomes non-uniform, and the output is concentrated on the portion that was suppressed when the control rod was inserted when the control rod was pulled out.
[0009]
Further, by inserting the control rod 10 in the vicinity, the moderator is eliminated, the relatively high-speed neutron flux is increased, and the output of the control rod is increased when the control rod is pulled out due to the progress of the accumulation of plutonium. There was a problem.
[0010]
The characteristic curve diagram of FIG. 15 schematically shows the control rod hysteresis effect. As shown in FIG. 15, the abscissa indicates the burnup, and the ordinate indicates the fuel assembly relative output coefficient (hereinafter referred to as local peaking) of the fuel rod 16 located at the corner rod of the fuel rods 2 and 3 constituting the fuel assembly 1. (Referred to as coefficients). Here, the corner rod refers to a corner position on the control rod insertion side of the fuel assembly, that is, a (1, 1) position, and is a fuel rod position represented by reference numeral 16 in FIG.
[0011]
A broken line 13 indicates a local peaking coefficient when the control rod 10 is not inserted, and a broken line 14 indicates a local peaking coefficient when the control rod 10 is inserted. Further, the local peaking coefficient of the fuel assembly 1 constituting the control cell 11 changes from the point A to the point F as shown by the solid line 15.
[0012]
In other words, the local peaking coefficient that has received the history of the control rod 10 for a certain period of time from the point C to the point D does not return to the point G when the control rod 10 is pulled out, but moves to the point E by the control rod history effect. The increase in point G-point E at this time is the control rod history effect.
[0013]
The control rod hysteresis effect occurs in the fuel rods 16, 17, 18 near the center of the control rod 10 in the fuel assembly 1 as shown in FIG. It is also remarkable as long-term operation of the reactor is performed.
[0014]
As a countermeasure, in the fuel assembly shown in FIG. 16, the fission of the fuel rod at the (1,1) corner portion of the fuel assembly 1 and the position facing the control rod 10 (positions such as 16, 17, 18). Japanese Patent Application Laid-Open No. 54-33993 discloses a structure in which the content of a volatile substance is reduced from that in other positions, and a structure in which depleted uranium is used for the fuel rod 16 at the (1,1) corner. JP-A-56-125689 discloses a "fuel assembly".
[0015]
In general, from the viewpoint of the reactivity characteristics of the fuel, it is more advantageous to increase the amount of fissile material in the outer peripheral portion of the fuel assembly having a high thermal neutron distribution or in the fuel rod around the water rod. Further, from the viewpoint of increasing the burnup, it is necessary to increase the average amount of fissile material in the aggregate. Therefore, if the measures described in the above-mentioned publications are applied to all the fuel assemblies, the reactivity of the fuel at the end of operation will be lost, and the fuel economy will be impaired.
[0016]
[Problems to be solved by the invention]
As described above, when a control cell is used to reduce the influence of the movement of the control rod, a problem occurs in the control rod history. In order to improve the problem, fission of the corner of the fuel rod of one kind on the control rod insertion side is performed. When the content of the chemical substance is reduced, the total content must be increased in order to compensate for the decrease, so that there is a problem that the fuel cost increases.
[0017]
Therefore, the present invention provides a fuel assembly and a reactor which can reduce the loss of reactivity as much as possible even if the amount of fissile material on the control rod insertion side of the fuel assembly is reduced as a measure against the control rod hysteresis effect. The purpose is to provide a core.
[0018]
[Means for Solving the Problems]
A fuel assembly according to a first aspect of the present invention has a plurality of fuel rods filled with a fissile material and a plurality of first rods containing a burnable poison having a water rod disposed between the fuel rods. A fuel assembly, and a plurality of second fuel assemblies having a plurality of fuel rods and water rods filled with fissile material therein and containing a smaller amount of burnable poison than the first fuel assembly; Wherein, among the fuel rods of the second fuel assembly, the amount of fissile material of the fuel rod located at the corner on the center side of the control rod adjacent to the fuel assembly is the fuel rod located at the corner. Is smaller than the amount of fissile material of the fuel rods adjacent to the other fuel rods, and the amount of fissile material of the fuel rods located at the corners of the second fuel assembly and the fuel rods adjacent thereto is: Nuclear component of a fuel rod at a corresponding position of the first fuel assembly It is characterized in that less than sex material amount.
[0019]
According to a second aspect of the present invention, there is provided a fuel assembly including a plurality of fuel rods filled with fissile material and a plurality of first rods containing a burnable poison having a water rod disposed between the fuel rods. A fuel assembly, and a plurality of second fuel assemblies, each including a plurality of fuel rods and a water rod filled with a fissile material therein and containing a smaller amount of burnable poison than the first fuel assembly. And a plurality of third fuel assemblies containing the same amount of burnable poisons as the second fuel assembly, and of the fuel rods of the third fuel assembly, control rods adjacent to the fuel assembly. The amount of fissile material of the fuel rod located at the central corner of the fuel rod is smaller than the amount of fissile material of the fuel rod adjacent to the fuel rod located at the corner and the other fuel rods, and 3 Fuel rods located at the corners of the fuel assembly and adjacent fuel rods Fissile material of the fuel rods, is characterized in that less than fissile material of the fuel rods in the corresponding position of the first fuel assembly and the second assembly.
[0020]
In the present invention, when the fuel rod located at the corner on the center side of the control rod is represented by (x, y) coordinates, (1, 1), (-1, 1), (1, -1) and (-1, -1), (1, 1) will be described as a representative, and the description of other quadrants will be omitted. The fuel rods adjacent to the fuel rods (1, 1) located at the corners are the fuel rods located at (1, 2), (2, 1), (1, 3), and (3, 1). is there.
[0021]
According to a third aspect of the present invention, in the fuel assembly according to the second aspect, the number of loaded bodies of the third fuel assembly is equal to the number of control cells used in the entire core or includes a spare control cell. It is the same as the number of all control cells.
[0022]
According to a fourth aspect of the present invention, in the fuel assembly according to any one of the first to third aspects, at least the enrichment of the fuel rod located at the corner is adjusted by natural uranium, recovered uranium, or depleted uranium. It is characterized by having.
[0023]
According to a fifth aspect of the present invention, in the fuel assembly according to any one of the first to third aspects, the fuel assemblies are arranged in a D lattice, and the enrichment of the fuel rods located at least at the corners is: It is characterized by being adjusted by natural uranium, recovered uranium or depleted uranium.
[0024]
According to a sixth aspect of the present invention, in the fuel assembly according to any one of the first to fifth aspects, at least the amount of fissile material in the upper region of the fuel rod located at the corner is smaller than that in the lower region. Features.
[0025]
A seventh aspect of the present invention is a reactor core loaded with the plurality of fuel assemblies according to any one of the first to sixth aspects.
[0026]
Generally, a fuel rod containing a burnable poison such as gadolinium (Gd) does not have the maximum value of the plurality of fissile materials (enrichment in the case of uranium fuel) used in the fuel assembly. This is because fuel rods containing burnable poisons have a lower thermal conductivity than fuel rods containing no burnable poisons, so fission is required in advance to prevent an increase in the relative output in the later stages of fuel life after burning of burnable poisons. This is because it is designed to reduce the amount of toxic substances.
[0027]
According to the present invention, as a countermeasure against the control rod hysteresis effect, at least (1, 1) defined by the (x, y) coordinates of the corners on the control rod side of only the low Gd fuel having a low content of burnable poison. The amount of fissile material in the fuel rod at the position is reduced.
[0028]
This decrease in the amount of fissile material in the low Gd fuel can be increased by the difference between the number of burnable poison-bearing fuel rods in the high Gd fuel and the low Gd fuel. Can be designed. Therefore, the amount of fissile material of the fuel assembly of the low Gd fuel (the second fuel assembly according to claim 1 or the third fuel assembly according to claims 2 and 3) is set to be higher than that of the high Gd fuel (the first fuel assembly). No need to lower.
[0029]
That is, the reactivity of the whole core is larger than when the design in which the amount of fissile material in the fuel rod near the corner of the fuel assembly is simply reduced is applied to all fuels (high Gd fuel or low Gd fuel). There is no loss.
[0030]
In claim 1, the core is made up of a normal high Gd fuel (first fuel assembly) and a low Gd fuel (second fuel assembly) that has taken measures against the control rod hysteresis effect. As compared with the case where the control rod hysteresis effect is taken, the average amount of fissile material of the fuel assembly can be increased, and the reactivity of the fuel assembly can be increased.
[0031]
However, the low-Gd fuel for control rod history effect countermeasures, even if the average fissile material amount is not reduced, the amount of fissile material in the fuel rod near the corner of the fuel assembly having high reactivity value decreases, The reactivity will be slightly impaired as compared with a normal low Gd fuel.
[0032]
Since it is not necessary to use all of the low Gd fuel as a fuel assembly for countermeasures against control rod histories, in claim 2, a normal high Gd fuel (first fuel assembly) and a low Gd fuel (second fuel assembly) And a core composed of three types of fuels of a low Gd fuel (third fuel assembly) which have been subjected to a measure against the control rod hysteresis effect. Only the reactivity of the whole core can be increased.
[0033]
Further, in the third aspect, the reactivity of the entire core can be further increased by limiting the low Gd fuel to which the measure against the control rod hysteresis effect is applied to the number of control cells or spare control cells.
[0034]
Claim 4 adjusts the enrichment of at least the (1,1) position fuel rod with recovered uranium, natural uranium, or depleted uranium. No enrichment costs are required.
[0035]
In the case of the D-lattice fuel assembly, the enrichment of the fuel rod at least at the (1,1) position is adjusted by recovered uranium, natural uranium, or depleted uranium. effective. The D lattice arrangement has a structure in which the width of the non-boiling water region in which the control rods are disposed is wider than the width of the non-boiling water region in which the control rods are not disposed.
[0036]
Further, the axial power distribution at the end of the operation cycle in the normal operation has a central portion or an upper peak as shown in FIG. 17, so that the linear output density further increases after the control rod is pulled out of the control cell. This is the upper region in the axial direction. Therefore, the average amount of fissile material of the fuel assembly can be increased by lowering the amount of fissile material at the axially upper part of the fuel rod at least at the (1,1) position than at the lower part. , A gain in reactivity can be obtained.
[0037]
BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION
[Embodiment 1]
1 and 2 show a first embodiment according to the present invention.
FIG. 1 is a horizontal sectional view of a low Gd fuel (second fuel assembly) and an axial distribution diagram of enrichment and burnable poison of each fuel rod. The type and enrichment of each fuel rod correspond as shown in FIG. In FIG. 1, G indicates a fuel rod containing a burnable poison, V indicates a short fuel rod, and an integer indicates a normal fuel rod. Further, in this embodiment, the fuel rod of FIG. 13 described in the conventional example is used as the high Gd fuel (first fuel assembly). Note that the configuration of the fuel assembly is the same as that of the related art, so that the configuration is omitted. In this embodiment, the fuel assemblies shown in FIG. 11 are used. The arrangement of the fuel rods in the channel box 7 is a square lattice arrangement of 9 rows and 9 columns, and the bundle of fuel rods is 1 to 6 and It comprises 66 long fuel rods 2 indicated by G, eight short fuel rods 3 indicated by V, and two water rods 6 indicated by W. The length of the effective portion filled with the fuel pellet is about 370 cm for a long fuel rod and about 220 cm for a short fuel rod.
[0038]
The effective portion of the long fuel rod is filled with natural uranium pellets * 1 at the upper end of about 30 cm (2 nodes) and at the lower end of about 15 cm (1 node), but the enrichment of about 325 cm inside is Is uniform in the axial direction. The enrichment of the fuel pellets filled in each fuel rod is five types from a to e (excluding natural uranium). There are a total of 12 G fuel rods containing burnable poisons. In FIG. 1, the uranium enrichment is such that the relationship of 1.4 wt% <e <d <c <b <a is satisfied. Further, as described above, in FIG. 13, the uranium enrichment is configured as e <d <c <b <a. The average enrichment of the fuel assembly including the upper and lower end natural uranium blanket portions is 3.75 wt% in each case.
[0039]
In the low Gd fuel shown in FIG. 1, the enrichment (wt%) of the fuel rod on the control rod side shown by oblique lines is smaller than the enrichment of the fuel rod at the corresponding position.
[0040]
That is, the enrichment of the fuel rod at the position (1,1) close to the control rod is 1.4 wt%, and the other corners (1,9), (9,1) and (9,9) ) Is smaller than the enrichment of the fuel rod at the position. The enrichment of the fuel rods at the positions (1, 2) and (2, 1) close to the position (1, 1) are (1, 8), (8, 1), (9, 2), (8). , 9) and (9, 8). Further, the enrichment of the fuel rods at the (1,3) and (3,1) positions are (1,7), (7,1), (3,7), (7,3), (7,9) ), Smaller than the enrichment of the fuel rod at the position (9, 7).
[0041]
Also, as compared with the enrichment of the high Gd fuel shown in FIG. 2, the enrichment of the fuel rod at the corresponding position is smaller.
[0042]
That is, the enrichment of the fuel rod at the position (1,1) in FIG. 1 is smaller than the enrichment of the fuel rod at the position (1,1) in FIG. Further, the enrichment of the fuel rods at the positions (1, 2) and (2, 1) in FIG. 1 is smaller than the enrichment of the fuel rods at the positions (1, 2) and (2, 1) in FIG. Further, the enrichment of the fuel rods at the positions (1, 3) and (3, 1) in FIG. 1 is smaller than the enrichment of the fuel rods at the positions (1, 3) and (3, 1) in FIG.
[0043]
These low Gd fuel (FIG. 1) and high Gd fuel (FIG. 13) are loaded as shown in FIG. That is, only the low Gd fuel L for the control rod hysteresis effect is disposed in the control cell 11, and the low Gd fuel and the normal high Gd fuel are disposed in the area other than the control cell (not shown in particular). In addition, it is possible to suppress deterioration of local peaking after the control rod 10 of the control cell 11 is pulled out. Further, the loss of reactivity can be suppressed as compared with the case where the enrichment on the control rod side is applied to the fuel in the entire core for the control rod hysteresis effect.
[0044]
The enrichment of the fuel rod at (1,1) position in FIG. 1 at 1.4 wt% is recovered uranium * 1 (this is also an embodiment of the fourth invention), and the enrichment is achieved by using the recovered uranium. Cost can be reduced.
[0045]
[Embodiment 2]
FIGS. 1, 2, 12, and 13 show a second embodiment according to the present invention. FIGS. 12, 1 and 13 show a normal low Gd fuel (second fuel assembly), a low Gd fuel (third fuel assembly) for control rod hysteresis, and a normal high Gd fuel (first fuel assembly), respectively. FIG. 2 is a horizontal cross-sectional view of a fuel assembly and an axial distribution diagram of enrichment and burnable poison of each fuel rod. The relationship between the enrichment on the control rod corner side in FIGS. 1 and 13 is as described above.
[0046]
FIG. 2 shows core loading patterns of these three types of fuel assemblies. That is, only the low Gd fuel L for the control rod hysteresis effect is disposed in the control cell 11, and the low Gd fuel L for the control rod hysteresis effect, the normal low Gd fuel and the normal By arranging three types of fuel assemblies of the high Gd fuel (not shown), it is possible to suppress deterioration of local peaking after the control rod 10 of the control cell 11 is pulled out. Compared with the first aspect, the number of low Gd fuel loaded bodies for countermeasures against the control rod hysteresis effect having a tendency to decrease in reactivity can be reduced, so that the loss of reactivity in the entire core can be further reduced.
[0047]
[Embodiment 3]
1, 3, 12, and 13 show a third embodiment according to the present invention. FIGS. 12, 1 and 13 show a normal low Gd fuel (second fuel assembly), a low Gd fuel (third fuel assembly) for control rod hysteresis, and a normal high Gd fuel (first fuel assembly), respectively. FIG. 2 is a horizontal cross-sectional view of a fuel assembly and an axial distribution diagram of enrichment and burnable poison of each fuel rod. The relationship between the enrichment on the control rod corner side in FIGS. 1 and 13 is as described above.
[0048]
FIG. 3 shows core loading patterns of these three types of fuel assemblies. That is, only the low Gd fuel L for control rod hysteresis is disposed in the control cell 11 and the spare control cell 11a, and the low Gd fuel L for control rod hysteresis is disposed in a region other than the control cells. By arranging only ordinary low Gd fuel and high Gd fuel (not specifically shown), the deterioration of local peaking after pulling out control rods of control cells (including spares) can be suppressed. Compared with the second aspect, the number of low Gd fuel loaded bodies for countermeasures against control rod hysteresis having a tendency to decrease in reactivity can be further reduced, so that the loss of reactivity in the entire core can be further reduced.
[0049]
[Embodiment 4]
FIG. 4 shows a fourth embodiment in which the enrichment of the fuel rod at the position (1,1) in FIG. 1 is adjusted with natural uranium. The configurations of the enrichments of (1, 2), (2, 1), (1, 3), and (3, 1) are also different from those of FIG. 1 so as to have the same fuel assembly average enrichment as in FIG. . Further, it is assumed that the relationship of e <d <f <c <b <a holds for the enrichment. By using natural uranium (enrichment 0.7 wt%) as the fuel at the corner of (1, 1), an increase in the number of types of enrichment excluding natural uranium can be suppressed, and enrichment costs can be reduced.
[0050]
FIG. 5 shows a fourth embodiment in which the enrichment of the fuel rod at the position (1,1) in FIG. 1 is adjusted with depleted uranium. The fourth embodiment has the same fuel assembly average enrichment as in FIG. The enrichment at the positions (1,1), (1,2), and (2,1) is reduced. It is assumed that the relationship of e <d <c <b <a holds for the enrichment degree. By using depleted uranium (enrichment 0.2 wt%) as the fuel at the corner of (1, 1), an increase in the number of types of enrichment excluding depleted uranium can be suppressed, and enrichment costs can be reduced.
[0051]
Here, FIG. 6 summarizes the effect of reducing the local output peaking coefficient after drawing out the low Gd fuel control rod for the control rod hysteresis effect in FIGS. 1, 4, and 5.
[0052]
In this figure, a unit assembly combustion calculation of a 40% void history is performed in a region where a short fuel rod of each fuel exists, and a control rod is inserted between a burnup of 30 GWd / st to 40 GWd / st to obtain a burnup of 40 GWd / st. The transition of the local output peaking coefficient after the control rod is pulled out at st is shown. When the control rod is not inserted, the local output peaking coefficient changes to a value of 1.1 or less after the burnup of 25 GWd / st. However, when the control rod is inserted, the local output peaking coefficient immediately after the control rod is withdrawn increases, and in the case of the normal low Gd fuel (enrichment 2.4 wt%) shown in FIG. 12, the burnup is about 1.24 at 40 GWd / st. It becomes.
[0053]
On the other hand, in the case of FIG. 1 (recovered uranium: enrichment of corner fuel rods of 1.4 wt%), the local output peaking coefficient at a burnup of 40 GWd / st is 1.20, and FIG. 4 (natural uranium: enrichment of corner fuel rods) Degree of 0.7 wt%) and 1.15 in FIG. 5 (depleted uranium: enrichment of corner fuel rods of 0.2 wt%), which is 1.15 and a local output peaking coefficient of about 3% to 7%. A reduction effect is obtained.
[0054]
[Embodiment 5]
In the fifth embodiment according to the present invention, the fuel assemblies shown in FIGS. 7 and 8 constitute the core shown in FIGS.
[0055]
7 and 8 show a D-lattice fuel assembly in which the width of the non-boiling water region between the fuel assemblies is wider on the control rod insertion side than on the non-insertion side, and the number and position of the short fuel rods V1 and V2 are shown. Is different from FIG. 12, and the average enrichment of the fuel assembly is 3.97 wt%. FIG. 7 shows a low Gd fuel in which the enrichment in the area around the corner is reduced for the control rod hysteresis effect, and FIG. 8 shows a normal high Gd fuel having the same aggregate average enrichment as in FIG. 7 and 8, it is assumed that the relationship k <j <i <h <g holds for the enrichment.
[0056]
In the low Gd fuel shown in FIG. 7, the enrichment (wt%) of the fuel rod on the control rod side shown by oblique lines is smaller than the enrichment of the fuel rod at the corresponding position.
The enrichment of the fuel rod at the position of the (1,1) corner close to the control rod is 0.7 wt%, and the other corners (1,9), (9,1) and (9) , 9) is smaller than the enrichment of the fuel rod at the position. Further, the enrichment of the fuel rods at the positions (1, 2) and (2, 1) close to the position (1, 1) correspond to the corresponding (1, 8), (8, 1), (2, 9). , (9, 2), (8, 9) and (9, 8) are smaller than the enrichment of the fuel rods.
[0057]
Also, as compared with the enrichment of the high Gd fuel shown in FIG. 8, the enrichment of the fuel rod at the corresponding position is smaller.
[0058]
The enrichment of the fuel rod at the position (1,1) in FIG. 7 is smaller than the enrichment of the fuel rod at the position (1,1) in FIG. The enrichment of the fuel rods at the positions (1, 2) and (2, 1) in FIGS. 7 (1, 2) is smaller than the enrichment of the fuel rods at the positions (2, 1) in FIGS.
[0059]
Further, the enrichment of the fuel rod at the position (1, 1) is natural uranium.
These low Gd fuel (FIG. 7) and high Gd fuel (FIG. 8) are loaded, for example, as shown in FIG. That is, only the low Gd fuel L for the control rod hysteresis effect is disposed in the control cell, and the low Gd fuel L and the normal high Gd fuel are disposed in an area other than the control cell (particularly not shown). Thereby, deterioration of local peaking after the control rod of the control cell is pulled out can be suppressed. Further, the loss of reactivity can be suppressed as compared with the case where the enrichment on the control rod side is applied to the fuel in the entire core for the control rod hysteresis effect.
[0060]
FIG. 9 shows a result when the same calculation as in FIG. 6 is performed. When the enrichment of the (1,1) fuel rod is reduced to the natural uranium as compared with the case of the normal design (enrichment of the fuel rod at the (1,1) position is 2.4 wt%), immediately after the control rod is withdrawn. The local power peaking coefficient at a burnup of 40 GWd / st can be reduced by about 4% from 1.29 to 1.24.
[0061]
[Embodiment 6]
FIG. 10 shows a sixth embodiment of the present invention. In this example, the enrichment of the fuel rods at positions (1, 1), (1, 2), and (1, 3) is designed to be lower for the control rod hysteresis effect. The enrichment is higher than in the upper region. It is assumed that the relationship of e <g <d <c <b <a holds for the enrichment. Therefore, the average enrichment of the fuel assembly can be increased by 0.01 wt% from 3.75 wt% to 3.76 wt% as compared with FIG. 1, and the gain of the reactivity can be obtained accordingly.
[0062]
【The invention's effect】
As described above, according to the present invention, in a reactor core composed of a low Gd fuel and a high Gd fuel, the low Gd fuel having a smaller number of Gd fuel rods than the high Gd fuel has a difference of the number of Gd fuel rods. By increasing the amount of fissile material in the fuel rods and decreasing the amount of fissile material in the fuel rods in the corner area on the control rod insertion side, the control rod history effect can be obtained at the same fuel assembly average fissile material amount as high Gd fuel. A new low Gd fuel can be made for the countermeasures. Therefore, if this is used for a control cell, it is possible to provide a fuel assembly and a nuclear reactor core capable of reducing deterioration of linear power density after control rod withdrawal without losing reactivity of the entire core.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 shows a configuration of a low-Gd fuel assembly according to the present invention, in which (a) is a horizontal sectional view, and (b) is an enrichment / burnable poison axial distribution diagram of each fuel rod.
FIG. 2 is a core arrangement diagram of a control cell core showing first and second embodiments according to the present invention.
FIG. 3 is a core arrangement diagram of a control cell core showing a third embodiment according to the present invention.
4A and 4B show a fourth embodiment according to the present invention, in which FIG. 4A is a horizontal sectional view showing a configuration of a low Gd fuel assembly, and FIG. FIG.
5A and 5B show a fourth embodiment according to the present invention, wherein FIG. 5A is a horizontal sectional view showing a configuration of a low Gd fuel assembly, and FIG. 5B is an axial distribution of enrichment and burnable poison of each fuel rod. FIG.
FIG. 6 is a graph showing a local output peaking coefficient reduction effect after control rod withdrawal of low Gd fuel for control rod history effect countermeasures.
7A and 7B show a fifth embodiment according to the present invention, wherein FIG. 7A is a horizontal cross-sectional view showing a configuration of a D-lattice low Gd fuel assembly, and FIG. 7B is an enrichment / burnable poison axis of each fuel rod. Direction distribution diagram.
8A and 8B show a fifth embodiment according to the present invention, wherein FIG. 8A is a horizontal sectional view showing a configuration of a low-Gd fuel assembly, and FIG. 8B is an axial distribution of enrichment and burnable poison of each fuel rod. FIG.
FIG. 9 is a graph showing a reduction effect of a local output peaking coefficient after control rod withdrawal of a D-lattice low Gd fuel for control rod hysteresis effect.
10A and 10B show a sixth embodiment according to the present invention, wherein FIG. 10A is a horizontal sectional view showing a configuration of a low-Gd fuel assembly, and FIG. 10B is an axial distribution of enrichment and burnable poison of each fuel rod. FIG.
11 (a) is an elevation view, FIG. 11 (b) is a sectional view taken along the line bb of FIG. 11 (a), and FIG. FIG.
12A and 12B show a configuration of a conventional low-Gd fuel assembly, in which FIG. 12A is a horizontal sectional view, and FIG. 12B is an axial distribution diagram of enrichment and burnable poison of each fuel rod.
13 (a) is a horizontal sectional view, and FIG. 13 (b) is an enrichment of each fuel rod and an axial distribution map of burnable poisons.
FIG. 14 is a core layout diagram of a control cell core.
FIG. 15 is a characteristic curve graph showing a control rod hysteresis effect.
FIG. 16 is a cross-sectional view of a conventional high burn-up fuel assembly.
FIG. 17 is an axial output distribution characteristic graph in the latter half of operation.
[Explanation of symbols]
1. Fuel assembly
2 ... Long fuel rod
3. Short fuel rod
4: Upper tie plate
5. Lower tie plate
6… Thick water rod
7 ... Channel box
8 ... Spacer
9 External spring
10 Cross-shaped control rod
11 ... control cell
11a: spare control cell
12 ... Control cell core
13-15: Local peaking coefficient curve
16 ... (1,1) corner position
17 ... (1,2), (2,1) position
18 ... (1,3), (3,1) position
19: Corner position other than (1, 1)
Positions corresponding to 20 ... 17
Positions corresponding to 21 ... 18
L: Low Gd fuel for control rod hysteresis effect

Claims

A plurality of first fuel assemblies, each having a plurality of fuel rods filled with fissile material and a water rod disposed between the fuel rods and containing a burnable poison, and a fissile material filled inside; And a plurality of second fuel assemblies having a plurality of fuel rods and the water rod and containing a smaller amount of burnable poison than the first fuel assembly,
Among the fuel rods of the second fuel assembly, the amount of fissile material of the fuel rod located at the corner on the center side of the control rod adjacent to the fuel assembly has a fuel amount close to the fuel rod located at the corner. Less than the fissile material content of the rods and other fuel rods, and
The amount of fissile material of the fuel rod located at the corner of the second fuel assembly and the fuel rod adjacent thereto is smaller than the amount of fissile material of the fuel rod at the corresponding position of the first fuel assembly. Characteristic fuel assembly.

A plurality of first fuel assemblies, each having a plurality of fuel rods filled with fissile material and a water rod disposed between the fuel rods and containing a burnable poison, and a fissile material filled inside; A plurality of second fuel assemblies having a plurality of fuel rods and the water rod and having a smaller amount of burnable poison than the first fuel assembly; and the same amount of flammability as the second fuel assembly. A plurality of third fuel assemblies containing a poison,
Among the fuel rods of the third fuel assembly, the amount of fissile material of the fuel rod located at the corner on the center side of the control rod adjacent to the fuel assembly is the fuel rod located at the corner and the other fuel. Less than the amount of fissile material in the rod, and
The amount of fissile material of the fuel rod located at the corner of the third fuel assembly and the fuel rod adjacent thereto is the fissile nature of the fuel rod at the corresponding position of the first fuel assembly and the second fuel assembly. A fuel assembly characterized by being no less than the amount of material.

The number of loaded bodies of the third fuel assembly is the same as the number of control cells used in the entire core, or the same as the number of all control cells including spare control cells. The fuel assembly as described.

The fuel assembly according to any one of claims 1 to 3, wherein the enrichment of at least the fuel rod located at the corner is adjusted by natural uranium, recovered uranium, or depleted uranium.

4. The fuel assembly according to claim 1, wherein the fuel assemblies are arranged in a D lattice, and the enrichment of at least the fuel rods located at the corners is adjusted by natural uranium, recovered uranium or depleted uranium. The fuel assembly according to claim 1.

The fuel assembly according to any one of claims 1 to 5, wherein an amount of fissile material in an upper region of at least the fuel rod located at the corner is smaller than that in a lower region.

A reactor core loaded with the plurality of fuel assemblies according to any one of claims 1 to 6.