JP2012137378A - Initial loading core, fuel assembly used for the same, and operation method of boiling-water reactor - Google Patents
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Abstract
Description
本発明は、初装荷炉心およびそれに用いる燃料集合体ならびに沸騰水型原子炉の運転方法に関する。 The present invention relates to an initially loaded core, a fuel assembly used therefor, and a method for operating a boiling water reactor.
沸騰水型原子炉に装荷される燃料集合体は、一般に燃料ペレットを充填した被覆管からなる燃料棒を多数束ねて構成される。原子炉の炉心は、この燃料集合体をさらに束ねて円柱状に装荷することで形成される。原子炉の炉心には、燃料として濃縮ウランなどの核分裂性物質が酸化物の形態で装荷される。炉心の反応度は燃料の燃焼に伴って減少していくので、運転末期でも原子炉が臨界を保つように、運転初期には燃料を臨界量よりも多く装荷している。その結果生じる余剰反応度は、中性子の吸収量を調節して制御されている。中性子の吸収量は、ガドリニアなどの可燃性毒物を燃料に混合するとともに、炭化ホウ素あるいはハフニウムなどの中性子吸収物質からなる十字型の制御棒を、隣接する複数の燃料集合体の間に挿入することによって、調整される。 A fuel assembly loaded in a boiling water reactor is generally configured by bundling a large number of fuel rods made of cladding tubes filled with fuel pellets. The core of the nuclear reactor is formed by further bundling this fuel assembly and loading it in a cylindrical shape. The nuclear reactor core is loaded with fissile material such as enriched uranium as fuel in the form of oxides. Since the reactivity of the core decreases as the fuel burns, the fuel is loaded more than the critical amount at the initial stage of operation so that the reactor maintains the criticality even at the end of the operation. The resulting excess reactivity is controlled by adjusting the neutron absorption. The amount of neutron absorption is determined by mixing a flammable poison such as gadolinia into the fuel and inserting a cross-shaped control rod made of a neutron absorbing material such as boron carbide or hafnium between adjacent fuel assemblies. Is adjusted by.
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料度化を図ることや、運転サイクルを長期化してプラント利用率を向上させることで運転経済性を高めることに取り組んでいる。初装荷炉心に着目した場合、徐々に初装荷炉心平均取出燃焼度を高めて、経済性の向上を図ってきた。従来の初装荷炉心は、取替燃料よりも低い一様濃縮度燃料で構成されていたが、平衡炉心と同じ濃縮度の燃料集合体を最高濃縮度燃料として燃料集合体の濃縮度差を設定することで平衡炉心を模擬した初装荷炉心などが開発されてきた。最近の初装荷炉心では、こういった技術をさらに発展させて、燃料取替なしで二サイクル連続運転が可能な技術が考案されている。このような初装荷炉心では、燃料取替なしで２サイクル連続運転が可能なように、初装荷炉心に装荷される高濃縮度燃料の濃縮度が取替炉心よりも高く設定されている。 In recent years, in nuclear power plants, in order to improve the operating economy, it is possible to increase the fuel concentration by increasing the enrichment of uranium, which is a fuel, and to improve the plant utilization rate by extending the operating cycle. Is working on improving driving economy. Focusing on the initial loading core, the average initial loading core burnup gradually increased to improve economy. The conventional initial loading core was composed of a uniform enrichment fuel lower than the replacement fuel, but the enrichment difference between the fuel assemblies was set with the fuel assembly having the same enrichment as the equilibrium core as the highest enrichment fuel. As a result, the first loaded core that simulates the equilibrium core has been developed. In recent initial loading cores, these technologies have been further developed to devise technologies that enable two-cycle continuous operation without fuel replacement. In such an initially loaded core, the enrichment of the highly concentrated fuel loaded in the initially loaded core is set higher than that of the replacement core so that two-cycle continuous operation can be performed without fuel replacement.
また、これに合わせて、原子炉の運転操作性向上のために、燃料集合体の原子炉内での配置も改良されてきた。たとえば、原子炉の出力を制御する制御棒を限定し、運転中に使用する制御棒の周辺に比較的燃料度の進んだ燃料集合体を配置して、コントロールセル（Control Cell）を形成する技術も導入された。これにより、制御棒の挿入深度を調整する際に周辺の燃料集合体における出力変動を緩やかにして、制御棒の移動による影響を小さくするような炉心のコントロールセルコア（Control Cell Core）が考案されている。現在は、このような燃料集合体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調整が考えられている。 In accordance with this, the arrangement of the fuel assemblies in the nuclear reactor has been improved in order to improve the operation operability of the nuclear reactor. For example, by limiting the control rods that control the output of a nuclear reactor, a fuel cell with a relatively advanced fuel level is placed around the control rods used during operation to form a control cell. Was also introduced. As a result, a control cell core in the core has been devised that adjusts the insertion depth of the control rod to moderate the output fluctuation in the surrounding fuel assembly and reduce the effect of control rod movement. ing. Currently, based on such improvements in fuel assemblies and arrangements within the reactor, rapid start-up of the reactor and control rod adjustment at rated power are being considered.
一方、コントロールセルコアの採用により、長期間、同一制御棒が使用されることになる。その結果、当該制御棒の周辺における燃料集合体については、制御棒が近傍に挿入されていることにより、燃料集合体の熱中性子分布が歪んで燃焼が不均一となる。このため、制御棒引抜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する。 On the other hand, by adopting the control cell core, the same control rod is used for a long time. As a result, for the fuel assembly in the vicinity of the control rod, the control rod is inserted in the vicinity, so that the thermal neutron distribution of the fuel assembly is distorted and the combustion becomes uneven. For this reason, when the control rod is pulled out, the output concentrates on the portion that was suppressed when the control rod was inserted.
また、制御棒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（Control blade history、ＣＢＨ効果）が生じる。 Also, by inserting the control rod in the vicinity, the moderator is eliminated, the relatively fast neutron flux becomes higher, and the accumulation of plutonium advances, so that the output increases when the control rod is pulled out. blade history, CBH effect).
図１０は、コーナーロッドの局所ピーキングの燃焼変化を模式的に示すグラフである。コーナーロッドとは制御棒の中心に最も近い格子位置に配置された燃料棒である。局所ピーキングとは、燃料集合体の平均出力に対するある燃料棒の出力の比である。 FIG. 10 is a graph schematically showing the combustion change of the local peaking of the corner rod. The corner rod is a fuel rod arranged at a lattice position closest to the center of the control rod. Local peaking is the ratio of the output of a fuel rod to the average output of the fuel assembly.
図１０において、点線９１は制御棒が挿入されていない場合の局所ピーキング係数、点線９２は制御棒が挿入されている場合の局所ピーキング係数を表わしている。さらに、コントロールセルを構成している燃料集合体の局所ピーキング係数は、実線９３で示すように点Ａ〜点Ｆへと変化する。 In FIG. 10, the dotted line 91 represents the local peaking coefficient when the control rod is not inserted, and the dotted line 92 represents the local peaking coefficient when the control rod is inserted. Further, the local peaking coefficient of the fuel assembly constituting the control cell changes from point A to point F as indicated by a solid line 93.
すなわち、点Ｃ〜点Ｄの一定期間、制御棒の履歴を受けた局所ピーキング係数は、制御棒を引抜くと点Ｇへ戻るのではなく、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。この制御棒履歴効果は、燃料集合体における比較的制御棒寄りの燃料棒に生ずるが、特にコーナーロッドにおいて、また原子炉の長期運転が行われるほど著しい。 That is, the local peaking coefficient that receives the control rod history for a certain period of time from point C to point D does not return to point G when the control rod is pulled out, but moves to point E due to the control rod history effect. The increase in point G-point E at this time is the control rod history effect. This control rod history effect occurs in fuel rods that are relatively close to the control rods in the fuel assembly, but is particularly significant in corner rods and the longer the reactor is operated.
図１１は、沸騰水型原子炉の運転サイクル後期における典型的な炉心平均軸方向出力分布を示すグラフの例である。 FIG. 11 is an example of a graph showing a typical core average axial power distribution in the latter half of the operation cycle of the boiling water reactor.
長期にわたり原子炉を運転すること、および燃料集合体の上下軸方向に濃縮度分布を設けることなどにより、運転後期においては、炉心平均軸方向出力分布は図１１に示すように炉心上部にそのピークを生じる傾向にある。 By operating the reactor over a long period of time and providing a concentration distribution in the vertical axis direction of the fuel assembly, the average average axial power distribution in the latter phase of the operation is peaked at the top of the core as shown in FIG. Tend to produce.
図１２は、沸騰水型原子炉の運転サイクル後期において引き抜き途中の制御棒の近傍の燃料集合体の典型的な軸方向出力分布を示すグラフの例である。 FIG. 12 is an example of a graph showing a typical axial power distribution of a fuel assembly in the vicinity of a control rod that is being pulled out in the latter half of the operation cycle of the boiling water reactor.
制御棒履歴効果および出力分布を考えると、定格出力での制御棒調整で制御棒を引抜く場合に、挿入された制御棒１４の周辺の燃料集合体における軸方向出力分布は、制御棒が挿入されている高さまでは出力が抑えられている。このために軸方向出力分布は極端に歪み、炉心上部にピークを生じる可能性がある。特に燃料集合体のコーナーロッドに出力の集中が予測される。 Considering the control rod history effect and output distribution, when the control rod is pulled out by adjusting the control rod at the rated output, the axial output distribution in the fuel assembly around the inserted control rod 14 is inserted by the control rod. The output is suppressed at the heights. For this reason, the axial power distribution may be extremely distorted, causing a peak at the upper part of the core. In particular, the concentration of the output is predicted at the corner rod of the fuel assembly.
そこで、たとえば特許文献１には、制御棒側領域に位置する燃料棒の平均濃縮度が反制御棒側領域に位置する濃縮度よりも低く、かつ、制御棒側領域に位置する燃料棒の平均可燃性毒物濃度が反制御棒側領域よりも低いという燃料集合体が開示されている。また、特許文献２には、制御棒と隣接するコーナーに位置する燃料棒（コーナーロッド）の少なくとも一部を欠如させた燃料集合体が開示されている。この燃料集合体では、制御棒履歴効果がコーナーロッド付近で顕著であることから、コーナーロッドの少なくとも一部を欠如させたことにより、出力制御を行う制御棒と隣接するコーナーロッドおよびコーナーロッドに隣接した燃料棒で、制御棒履歴効果による影響が少なくなる。また、制御棒調整も容易となる。 Therefore, for example, in Patent Document 1, the average enrichment of the fuel rods located in the control rod side region is lower than the enrichment located in the non-control rod side region and the average of the fuel rods located in the control rod side region. A fuel assembly is disclosed in which the flammable poison concentration is lower than the counter-control rod side region. Patent Document 2 discloses a fuel assembly in which at least a part of a fuel rod (corner rod) located at a corner adjacent to a control rod is missing. In this fuel assembly, the control rod history effect is prominent in the vicinity of the corner rod. Therefore, the absence of at least a part of the corner rod makes it adjacent to the corner rod and the corner rod adjacent to the control rod that performs output control. The effect of the control rod history effect is reduced with the fuel rod. Also, control rod adjustment is facilitated.
しかし、高濃縮度初装荷炉心においては２サイクル連続運転を想定しているため、コントロールセルに装荷される燃料の濃縮度も高めに設定されている関係上、このコントロールセルに装荷される燃料はガドリニアを含んだものとなっている。濃縮度が高く可燃性毒物を含んだ燃料が燃料寿命初期に制御棒との隣接環境下で燃焼した場合、反制御棒側領域と比較して制御棒側領域に配置される燃料の燃焼が遅れることになる。その結果サイクル末期で制御棒を引き抜いた際の制御棒履歴効果が過大になり、制御棒側領域の出力上昇が大きくなる懸念がある。 However, since the high-concentration initial loading core assumes two-cycle continuous operation, the fuel loaded in the control cell is set to a higher concentration because the concentration of fuel loaded in the control cell is set higher. It includes gadolinia. When fuel with high enrichment and containing flammable poisons burns in the environment adjacent to the control rod at the beginning of the fuel life, the combustion of the fuel placed in the control rod side region is delayed compared to the non-control rod side region It will be. As a result, there is a concern that the control rod history effect when the control rod is pulled out at the end of the cycle becomes excessive, and the output increase in the control rod side region becomes large.
そこで、本発明は、経済性を損なうことなく初装荷炉心のコントロールセルに燃料集合体が長期間配置されても制御棒履歴効果が過度に大きくならないようにすることを目的とする。 SUMMARY OF THE INVENTION Accordingly, an object of the present invention is to prevent the control rod history effect from becoming excessively large even when a fuel assembly is disposed in a control cell of an initial loading core for a long period of time without impairing economy.
上述の目的を達成するため、本発明は、核分裂性物質を含有する燃料を被覆管に装填して両端を封じた複数本の燃料棒を角筒状のチャンネルボックス内に正方格子状に配列した燃料集合体を２行２列に配列してその中央に十字型の制御棒が挿入可能なセルを複数備えた沸騰水型原子炉の初装荷炉心において、前記燃料集合体は、前記制御棒の中心に最も近い格子位置に冷却水が流通可能な欠損領域が形成され、前記欠損領域を通らない対角線で前記チャンネルボックスの内部を前記欠損領域を含む制御棒側領域とそれ以外の反制御棒側領域とに分割したときに前記制御棒側領域内の燃料棒の平均濃縮度が前記反制御棒側領域内の燃料棒の平均濃縮度よりも低く、かつ、前記制御棒側領域内の燃料棒の平均可燃性毒物濃度は前記反制御棒側領域内にある燃料棒の平均可燃性毒物濃度よりも低い低濃縮度燃料集合体を含む、ことを特徴とする。 In order to achieve the above-mentioned object, the present invention has arranged a fuel cell containing a fissile material in a cladding tube, and arranged a plurality of fuel rods sealed at both ends in a square cylindrical channel box in a square lattice pattern. In the initial loading core of a boiling water reactor having a plurality of cells in which fuel assemblies are arranged in two rows and two columns and a cross-shaped control rod can be inserted in the center thereof, the fuel assembly includes the control rod A defect region where cooling water can flow is formed at the lattice position closest to the center, and the control rod side region including the defect region and the other non-control rod side inside the channel box by a diagonal line not passing through the defect region When the fuel rods in the control rod side region are divided into regions, the average enrichment of the fuel rods in the control rod side region is lower than the average enrichment of the fuel rods in the non-control rod side region, and the fuel rods in the control rod side region The average flammable poison concentration of the anti-control rod side area INCLUDED Average flammable lower than poison concentration low enrichment fuel of the fuel rods in, and wherein the.
また、本発明は、核分裂性物質を含有する燃料を被覆管に装填して両端を封じた複数本の燃料棒を角筒状のチャンネルボックス内に正方格子状に配列した燃料集合体を２行２列に配列してその中央に十字型の制御棒が挿入可能なセルを複数備えた初装荷炉心を持つ沸騰水型原子炉の運転方法において、前記燃料集合体は、前記制御棒の中心に最も近い格子位置に冷却水が流通可能な欠損領域が形成され、前記欠損領域を通らない対角線で前記チャンネルボックスの内部を前記欠損領域を含む制御棒側領域とそれ以外の反制御棒側領域とに分割したときに前記制御棒側領域内の燃料棒の平均濃縮度が前記反制御棒側領域内の燃料棒の平均濃縮度よりも低く、かつ、前記制御棒側領域内の燃料棒の平均可燃性毒物濃度は前記反制御棒側領域内にある燃料棒の平均可燃性毒物濃度よりも低い低濃縮度燃料集合体を含み、前記セルは４体の前記低濃縮度燃料集合体で形成されたコントロールセルを含み、前記コントロールセル内の制御棒の１回の運転サイクル中の制御棒の挿入時間が他の位置の制御棒よりも長くなるように制御棒を挿抜する、ことを特徴とする。 Further, the present invention provides two rows of fuel assemblies in which a fuel containing a fissile material is loaded into a cladding tube and a plurality of fuel rods sealed at both ends are arranged in a square cylindrical channel box. In a method for operating a boiling water reactor having an initial loading core provided with a plurality of cells into which a cross-shaped control rod can be inserted at the center in two rows, the fuel assembly is located at the center of the control rod. A defect region where cooling water can flow is formed at the nearest lattice position, and a control rod side region including the defect region and the other non-control rod side region inside the channel box by a diagonal line not passing through the defect region, The average enrichment of the fuel rods in the control rod side region is lower than the average enrichment of the fuel rods in the non-control rod side region, and the average of the fuel rods in the control rod side region The flammable poison concentration is within the anti-control rod side area. A low enrichment fuel assembly lower than the average combustible poison concentration of the fuel rod, the cell comprising a control cell formed of four of the low enrichment fuel assembly, and a control rod in the control cell; The control rod is inserted and removed so that the insertion time of the control rod during one operation cycle is longer than the control rods at other positions.
また、本発明は、複数の十字型の制御棒が挿入可能な沸騰水型原子炉の初装荷炉心に装荷される燃料集合体において、前記制御棒の２つの翼に２面が対向するように配置される角筒状のチャンネルボックス内に核分裂性物質を含有する燃料を被覆管に装填して両端を封じた複数本の燃料棒を配列し、前記制御棒の中心に最も近い正方格子位置に冷却水が流通可能な欠損領域が形成され、前記欠損領域を通らない対角線で前記チャンネルボックスの内部を前記欠損領域を含む制御棒側領域とそれ以外の反制御棒側領域とに分割したときに前記制御棒側領域内の燃料棒の平均濃縮度が前記反制御棒側領域内の燃料棒の平均濃縮度よりも低く、かつ、前記制御棒側領域内の燃料棒の平均可燃性毒物濃度は前記反制御棒側領域内にある燃料棒の平均可燃性毒物濃度よりも低いことを特徴とする。 Further, according to the present invention, in the fuel assembly loaded in the initial loading core of the boiling water reactor into which a plurality of cross-shaped control rods can be inserted, the two surfaces of the fuel rods of the control rod are opposed to each other. A fuel containing a fissile material is loaded into a cladding tube in a rectangular tube channel box and a plurality of fuel rods sealed at both ends are arranged, and the square lattice position closest to the center of the control rod is arranged. When a defective region through which cooling water can flow is formed and the inside of the channel box is divided into a control rod side region including the defective region and the other non-control rod side region by a diagonal line that does not pass through the defective region The average enrichment of the fuel rods in the control rod side region is lower than the average enrichment of the fuel rods in the non-control rod side region, and the average flammable poison concentration of the fuel rods in the control rod side region is Average of fuel rods in the area opposite to the control rod And wherein the lower than sexual toxicant concentration.
本発明によれば、経済性を損なうことなく初装荷炉心のコントロールセルに燃料集合体が長期間配置されても制御棒履歴効果が過度に大きくならないようにすることができる。 According to the present invention, it is possible to prevent the control rod history effect from becoming excessively large even if the fuel assemblies are arranged in the control cell of the initial loading core for a long period of time without impairing the economy.
本発明に係る沸騰水型原子炉の初装荷炉心の実施の形態を、図面を参照して説明する。なお、同一または類似の構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。 An embodiment of an initial loading core of a boiling water reactor according to the present invention will be described with reference to the drawings. In addition, the same code | symbol is attached | subjected to the same or similar structure, and the overlapping description is abbreviate | omitted.
［第１の実施の形態］
図２は、本発明に係る沸騰水型原子炉の初装荷炉心の第１の実施の形態に用いられる燃料集合体の立断面を示す図１のII−II矢視断面図である。
[First Embodiment]
FIG. 2 is a cross-sectional view taken along the line II-II in FIG. 1 showing an elevational cross section of the fuel assembly used in the first embodiment of the initially loaded core of the boiling water reactor according to the present invention.
燃料集合体５０は、ウランを焼き固めたペレットが装填された燃料棒５３，５４を有している。燃料棒５３，５４は、チャンネルボックス５２内に１０行１０列の正方格子状に束ねられる。燃料棒５３，５４は２つに分類することができる。一方は、標準長燃料棒５３であり、他方は部分長燃料棒５４である。部分長燃料棒５４は、標準長燃料棒５３よりも短い。 The fuel assembly 50 has fuel rods 53 and 54 loaded with pellets obtained by baking and hardening uranium. The fuel rods 53 and 54 are bundled in a 10 × 10 square lattice in the channel box 52. The fuel rods 53 and 54 can be classified into two. One is a standard length fuel rod 53 and the other is a partial length fuel rod 54. The partial length fuel rods 54 are shorter than the standard length fuel rods 53.
燃料棒５３，５４の下端は、下部タイプレート５６で支持されている。標準長燃料棒５３の上端は、上部タイプレート５５に係合している。標準長燃料棒５３の上部の肩部と上部タイプレートの間には、膨張スプリング５８が配置される。また、上部タイプレート５５および下部タイプレート５６の間には、複数のスペーサ５７が設けられている。 Lower ends of the fuel rods 53 and 54 are supported by a lower tie plate 56. The upper end of the standard length fuel rod 53 is engaged with the upper tie plate 55. An expansion spring 58 is disposed between the upper shoulder of the standard length fuel rod 53 and the upper tie plate. A plurality of spacers 57 are provided between the upper tie plate 55 and the lower tie plate 56.
角管状のチャンネルボックス５２は、チャンネルファスナ５９によって上部タイプレート５５に固定される。チャンネルファスナ５９には、チャンネルファスナ用スプリング６０が取り付けられている。燃料集合体５０は、チャンネルボックス５２が装着されて、沸騰水型原子炉の炉心に装荷される。チャンネルファスナ用スプリング６０によって、炉心で隣り合う燃料集合体５０同士の間隔が保たれる。 The rectangular tubular channel box 52 is fixed to the upper tie plate 55 by a channel fastener 59. A channel fastener spring 60 is attached to the channel fastener 59. The fuel assembly 50 is loaded with the channel box 52 and loaded into the core of the boiling water reactor. The channel fastener spring 60 maintains the spacing between the adjacent fuel assemblies 50 in the core.
図３は、本実施の形態の沸騰水型原子炉の初装荷炉心の水平断面図である。 FIG. 3 is a horizontal sectional view of the initial loading core of the boiling water nuclear reactor according to the present embodiment.
この炉心１３に装荷される燃料集合体５０は、低濃縮度燃料１７および高濃縮度燃料１８に分類される。低濃縮度燃料１７の集合体平均濃縮度は、約２ｗｔ％（質量％）である。高濃縮度燃料１８の集合体平均濃縮度は、約４ｗｔ％である。 The fuel assembly 50 loaded in the core 13 is classified into a low enrichment fuel 17 and a high enrichment fuel 18. The assembly average enrichment of the low enrichment fuel 17 is about 2 wt% (mass%). The assembly average enrichment of the highly enriched fuel 18 is about 4 wt%.
炉心１３は、複数の燃料集合体５０を互いに軸が平行になるように配列して形成される。炉心１３は、全体としてほぼ円柱状に形成される。最外周に配置される一部の燃料集合体５０を除き、２行２列の燃料集合体５０の配列の中心には制御棒１４が挿入可能である。制御棒１４は、中性子吸収材を含有する４つの翼を十字型に結合したものである。それぞれの燃料集合体５０は、隣り合う側面が一本の制御棒の隣り合う２つの翼にそれぞれ面するように配置される。 The core 13 is formed by arranging a plurality of fuel assemblies 50 so that their axes are parallel to each other. The core 13 is formed in a substantially cylindrical shape as a whole. Except for some fuel assemblies 50 arranged on the outermost periphery, the control rod 14 can be inserted into the center of the array of fuel assemblies 50 in 2 rows and 2 columns. The control rod 14 is formed by connecting four wings containing a neutron absorber in a cross shape. Each fuel assembly 50 is disposed such that adjacent side faces respectively face two adjacent blades of one control rod.
炉心１３の３７か所に、コントロールセル４７が形成されている。コントロールセル４７は、一本の制御棒１４を囲む２行２列の位置に低濃縮度燃料１７が配置されている。コントロールセル４７以外の位置には、高濃縮度燃料１８が配置されている。高濃縮度燃料１８の燃料集合体平均濃縮度は、低濃縮度燃料１７に比べて高い。 Control cells 47 are formed at 37 locations in the core 13. In the control cell 47, the low enrichment fuel 17 is arranged at a position of 2 rows and 2 columns surrounding one control rod 14. At a position other than the control cell 47, the highly enriched fuel 18 is disposed. The fuel assembly average enrichment of the high enrichment fuel 18 is higher than that of the low enrichment fuel 17.
この炉心１３は初装荷炉心であり、第１サイクル目と第２サイクル目との間でシャッフリングを行わずに運転される。つまり、燃料配置のまま２サイクル運転される。また、１回の運転サイクルは約１３月であり、１回の運転サイクルでの燃焼度は、炉心平均で１０〜１２ＧＷｄ／ｔ程度進む。したがって、燃焼度が約２０ＧＷｄ／ｔ以上の間、同一の燃料配置となる。２回の運転サイクルの終了後におけるコントロールセル４７に装荷された低濃縮度燃料１７の燃料集合体燃焼度は、３０ＧＷｄ／ｔ程度となる。 This core 13 is an initial loading core, and is operated without shuffling between the first cycle and the second cycle. That is, two-cycle operation is performed with the fuel arrangement. One operation cycle is about 13 months, and the burnup in one operation cycle advances by about 10 to 12 GWd / t on the average of the core. Therefore, the same fuel arrangement is obtained when the burnup is about 20 GWd / t or more. The fuel assembly burnup of the low enrichment fuel 17 loaded in the control cell 47 after the end of the two operation cycles is about 30 GWd / t.
図１は、本実施の形態の沸騰水型原子炉の初装荷炉心に用いられる低濃縮度燃料の水平断面図である。 FIG. 1 is a horizontal sectional view of a low enrichment fuel used in the initial loading core of the boiling water reactor according to the present embodiment.
燃料棒５３，５４が配列されたチャンネルボックス５２内に１０行１０列の正方格子位置のうち一か所のコーナー部は、欠損領域６６となっている。欠損領域６６には燃料棒５３，５４は配置されておらず、この位置には冷却水が存在可能な領域となっている。 A corner portion at one of the 10 × 10 square lattice positions in the channel box 52 in which the fuel rods 53 and 54 are arranged is a defect region 66. The fuel rods 53 and 54 are not arranged in the deficient region 66, and this region is a region where cooling water can exist.
また、燃料集合体５０の中央部には２本のウォータロッド５１が配置されている。それぞれのウォータロッド５１は、４か所の格子位置を占めている。ウォータロッド５１の下端は、下部タイプレート５６で支持されている。ウォータロッド５１の上端は、上部タイプレート５５に係合している。 Further, two water rods 51 are arranged at the center of the fuel assembly 50. Each water rod 51 occupies four lattice positions. The lower end of the water rod 51 is supported by the lower tie plate 56. The upper end of the water rod 51 is engaged with the upper tie plate 55.
図１において各燃料棒５３，５４に付した１，２，３，４，６，７およびＧ１の記号は、その燃料棒５３，５４の種類を示している。番号１から番号４は標準長燃料棒５３のうち可燃性毒物を含まないウラン燃料棒であって、番号１から番号４の順に燃料棒濃縮度が低くなっている。番号６および番号７は部分長燃料棒５４であり、いずれもウラン燃料棒である。部分長燃料棒５４の燃料棒濃縮度は番号１の標準長燃料棒５３と同等である。Ｇ１が付された燃料棒は、標準長燃料棒５３のうち可燃性毒物を含有する燃料棒である。可燃性毒物としてはガドリニウムが用いられている。５の記号が付された部分が欠損領域６６である。 In FIG. 1, symbols 1, 2, 3, 4, 6, 7 and G1 attached to the fuel rods 53 and 54 indicate the types of the fuel rods 53 and 54, respectively. Numbers 1 to 4 are uranium fuel rods that do not contain a flammable poison among the standard length fuel rods 53, and the enrichment of the fuel rods decreases in the order of numbers 1 to 4. Numbers 6 and 7 are partial-length fuel rods 54, both of which are uranium fuel rods. The fuel rod enrichment of the partial-length fuel rod 54 is equivalent to the standard-length fuel rod 53 of number 1. The fuel rod to which G1 is attached is a fuel rod containing a combustible poison among the standard length fuel rods 53. Gadolinium is used as a flammable poison. A portion marked with a symbol 5 is a defect region 66.
チャンネルボックス５２の内部の領域を、制御棒１４の中心に最も近いコーナーを通らない対角線２０で区切って、制御棒側領域１５と反制御棒側領域１６に分けた場合、制御棒側領域１５の方が平均濃縮度は低い。また、可燃性毒物の濃度は、制御棒側領域１５の方が低い。 When the area inside the channel box 52 is divided by a diagonal line 20 that does not pass through the corner closest to the center of the control rod 14 and divided into the control rod side region 15 and the counter control rod side region 16, the control rod side region 15 The average enrichment is lower. Further, the concentration of the flammable poison is lower in the control rod side region 15.
燃料集合体５０を横断面で見た場合、燃料棒と水領域は非均質になっている。軽水型原子炉の場合、核分裂で発生した高速中性子は水によって熱中性子に減速された後に核分裂性物質に吸収され、次々と核分裂連鎖反応を繰り返している。このため、水の多いウォータロッド５１周辺や燃料集合体５０の外側の水領域の近傍では中性子の減速がよくなり出力ピーキングが高くなりやすい。 When the fuel assembly 50 is viewed in cross section, the fuel rod and the water region are non-homogeneous. In the case of light water reactors, fast neutrons generated by fission are decelerated to thermal neutrons by water and then absorbed by fissile material, which in turn repeats the fission chain reaction. For this reason, in the vicinity of the water rod 51 with a lot of water and in the vicinity of the water region outside the fuel assembly 50, the neutrons are well decelerated and the output peaking tends to be high.
そこで、これらの位置の燃料棒５３，５４のウランの濃縮度を低めに設定することで、燃料棒の出力ピーキングが過大にならないようにすることができる。すなわち、燃料集合体５０内部の燃料棒の出力分布はこの濃縮度の分布を調整することによって制御することができる。このため、同一の燃料集合体５０に用いる濃縮ウランの濃縮度は、数種類準備されている。 Therefore, by setting the uranium enrichment of the fuel rods 53 and 54 at these positions to be low, the output peaking of the fuel rods can be prevented from becoming excessive. In other words, the output distribution of the fuel rods inside the fuel assembly 50 can be controlled by adjusting the concentration distribution. For this reason, several kinds of enrichment of enriched uranium used for the same fuel assembly 50 are prepared.
コントロールセル４７を形成した炉心において、コントロールセル４７に装荷される燃料集合体５０は、ある一定期間は制御棒１４が隣接した状態で燃焼することになる。本実施の形態の場合の低濃縮度燃料１７は、ある一定期間は制御棒１４が隣接した状態で燃焼する。 In the core in which the control cell 47 is formed, the fuel assembly 50 loaded in the control cell 47 burns with the control rods 14 adjacent to each other for a certain period. The low enrichment fuel 17 in the case of the present embodiment burns in a state where the control rods 14 are adjacent to each other for a certain period.
制御棒１４は強い中性子吸収体なので、制御棒１４が隣接すると燃料集合体内部の燃料棒出力分布は制御棒側領域１５が低くなるように大きく歪む。その結果、反制御棒側領域１６と比べて制御棒側領域１５の燃焼が遅れることになる。 Since the control rod 14 is a strong neutron absorber, when the control rod 14 is adjacent, the fuel rod output distribution inside the fuel assembly is greatly distorted so that the control rod side region 15 is lowered. As a result, the combustion in the control rod side region 15 is delayed as compared with the non-control rod side region 16.
燃料集合体周辺の制御棒側の水領域と集合体周辺の反制御棒側の水領域の領域面積が対称である格子タイプ（一般にＳ格子、Ｃ格子、Ｎ格子と呼ばれるタイプ）においては、燃料集合体内の濃縮度分布は制御棒側領域１５と反制御棒側領域１６で同一にするのが一般的である。このような格子において燃料集合体内の濃縮度分布を制御棒側領域１５と反制御棒側領域１６で同一にしておいた場合、運転サイクル末期の反応度調整のために当該燃料集合体５０に隣接して挿入されている制御棒１４を引き抜いた際に、制御棒１４に隣接していた燃料棒５３，５４、特にコーナー位置や（１，２）、（２，１）座標に位置する燃料棒の出力が過大に上昇してしまう場合がある。このような効果は、制御棒履歴効果と呼ばれる。 In a lattice type (generally called S lattice, C lattice, N lattice) in which the area of the water region on the control rod side around the fuel assembly and the water region on the non-control rod side around the assembly are symmetrical In general, the concentration distribution in the assembly is the same in the control rod side region 15 and the non-control rod side region 16. In such a lattice, when the concentration distribution in the fuel assembly is the same in the control rod side region 15 and the counter control rod side region 16, it is adjacent to the fuel assembly 50 for adjusting the reactivity at the end of the operation cycle. When the inserted control rod 14 is pulled out, the fuel rods 53 and 54 adjacent to the control rod 14, particularly the fuel rods located at the corner position or (1,2), (2,1) coordinates May increase excessively. Such an effect is called a control rod history effect.
単純にこのコーナー位置およびそれに隣接する位置の燃料棒５３，５４の濃縮度を下げることで制御棒側領域１５の濃縮度を反制御棒側領域１６よりも低くすることで対応する方法がある。しかし、最近の高濃縮度初装荷炉心のように制御棒隣接期間が長くなった炉心では必ずしも十分な効果が得られない。 There is a method of responding by simply lowering the enrichment of the control rod side region 15 than that of the non-control rod side region 16 by lowering the enrichment of the fuel rods 53 and 54 at the corner position and adjacent positions. However, a sufficient effect cannot always be obtained in a core in which the control rod adjacent period is long, such as a recent highly enriched initial loading core.
そこで、本実施の形態では、制御棒側領域１５の濃縮度を反制御棒側領域１６よりも低くすることに加えて、（１，１）のコーナー位置を欠損領域６６として、その位置に燃料棒５３，５４を配置しないこととしている。これにより、コントロールセル４７に装荷された燃料集合体５０すなわち低濃縮度燃料１７の制御棒履歴効果が緩和される。 Therefore, in the present embodiment, in addition to making the enrichment of the control rod side region 15 lower than that of the non-control rod side region 16, the corner position of (1, 1) is set as the deficient region 66 and the fuel at that position The bars 53 and 54 are not arranged. As a result, the control rod history effect of the fuel assembly 50 loaded on the control cell 47, that is, the low enrichment fuel 17, is alleviated.
制御棒１４の中心に最も近いコーナーロッドを削除しまうと、隣接する燃料棒５３，５４に制御棒履歴効果が現れることがある。これは、このコーナーロッドを取り除くことでその領域の水が増えた結果、中性子の減速がよくなり、隣接する燃料棒５３，５４の核分裂割合が多くなることによる。そこで、本実施の形態では、これらの燃料棒５３，５４の濃縮度をあらかじめ低く設定することで、出力の増加を防止している。 If the corner rod closest to the center of the control rod 14 is deleted, the control rod history effect may appear in the adjacent fuel rods 53 and 54. This is because removing the corner rods increases the water in that region, resulting in better neutron moderation and an increase in the fission rate of the adjacent fuel rods 53, 54. Therefore, in the present embodiment, the increase in output is prevented by setting the enrichment of these fuel rods 53 and 54 low in advance.
また、本実施の形態では、燃料棒５３，５４に含まれる可燃性毒物にも着目した。本実施の形態の低濃縮度燃料１７では、制御棒側領域１５に可燃性毒物を含む燃料棒を１本、反制御棒側領域１６には可燃性毒物を含む燃料棒を２本、それぞれ配置している。その結果、制御棒領域１５の方が相対的に可燃性毒物の混入濃度が低くなっている。 In the present embodiment, attention is also paid to the flammable poison contained in the fuel rods 53 and 54. In the low enrichment fuel 17 of the present embodiment, one fuel rod containing a flammable poison is arranged in the control rod side region 15 and two fuel rods containing a flammable poison are arranged in the non-control rod side region 16, respectively. is doing. As a result, the mixing concentration of the flammable poison is relatively lower in the control rod region 15.
一般に燃料集合体５０に混入されている可燃性毒物は、燃料寿命初期から中期にかけて徐々に燃焼していく。コントロールセル４７に装荷されない燃料集合体５０の場合は、燃料寿命初期段階では制御棒１４との隣接環境下での燃焼は生じない。このため、燃料集合体５０の内部に配置された可燃性毒物は均一に燃焼していく。 In general, combustible poisons mixed in the fuel assembly 50 gradually burn from the beginning to the middle of the fuel life. In the case of the fuel assembly 50 that is not loaded in the control cell 47, combustion does not occur in the environment adjacent to the control rod 14 in the initial stage of the fuel life. For this reason, the combustible poison arranged inside the fuel assembly 50 burns uniformly.
初装荷炉心では、燃料寿命初期の新燃料がコントロールセル４７に装荷されることになる。高濃縮度初装荷炉心においては、２サイクル連続運転を想定しているため、コントロールセル４７に装荷される燃料集合体５０の濃縮度も高めに設定されている関係上、ガドリニアを含んだ燃料となっている。２サイクル連続運転を想定した場合、必要なガドリニア入り燃料棒の本数は３本程度であり、ガドリニアの濃度は、約７％である。 In the initial loading core, new fuel at the beginning of the fuel life is loaded into the control cell 47. Since the high-concentration initial loading core assumes two-cycle continuous operation, the fuel assembly 50 loaded in the control cell 47 is also set to a higher enrichment. It has become. Assuming two-cycle continuous operation, the required number of fuel rods with gadolinia is about three, and the concentration of gadolinia is about 7%.
可燃性毒物を含んだ燃料集合体が燃料寿命初期に制御棒１４との隣接環境下で燃焼した場合、反制御棒側領域１６と比較して制御棒側領域１５に配置される可燃性毒物の燃焼が遅れることになる。その結果、サイクル末期で制御棒１４を引き抜いた際の制御棒履歴効果が過大になり、制御棒側領域の出力上昇が大きくなる可能性がある。しかし、本実施の形態では、反制御棒側領域１６よりも制御棒側領域１５に配置される可燃性毒物入り燃料棒を少なくすることによって燃料集合体５０内部に可燃性毒物の濃度差を設けている。このため、制御棒履歴効果が緩和される。 When a fuel assembly containing a flammable poison burns in an environment adjacent to the control rod 14 in the early stage of the fuel life, the flammable poison is disposed in the control rod side region 15 as compared with the non-control rod side region 16. Combustion will be delayed. As a result, the control rod history effect when the control rod 14 is pulled out at the end of the cycle becomes excessive, and the output increase in the control rod side region may increase. However, in the present embodiment, the difference in the concentration of the flammable poison is provided in the fuel assembly 50 by reducing the number of fuel rods containing the flammable poison disposed in the control rod side region 15 rather than the counter-control rod side region 16. ing. This alleviates the control rod history effect.
制御棒側領域１５と反制御棒側領域１６で濃縮度差を設けたり、可燃性毒物の濃度差を設けたり、あるいはコーナーロッドをなくしたりした場合、それぞれ単独の適用では、最近の高濃縮度初装荷炉心においては十分な制御棒履歴効果の緩和が得られない。２サイクル連続運転条件下ではコントロールセルに装荷された燃料集合体は最大２サイクル近くの期間にわたり制御棒と隣接した状態での燃焼となる。このため、これらの技術を単独で適用した場合、コーナー位置や（１，２）、（２，１）座標に位置する燃料棒５３，５４の出力が過度に上昇してしまう。単純にコーナー位置の燃料棒や、（１，２）および（２，１）の燃料棒を削除するだけでは、更にそれに隣接する燃料棒に過大なピーキングが発生する結果となるばかりでなく、燃料集合体５０の燃料インベントリも減少し、燃料経済性の観点からも損失が生じることになる。 When there is a difference in concentration between the control rod side region 15 and the non-control rod side region 16, a difference in the concentration of flammable poisons, or the corner rod is eliminated, each of the individual applications, the recent high concentration In the initial loading core, the control rod history effect cannot be sufficiently relaxed. Under the two-cycle continuous operation condition, the fuel assembly loaded in the control cell is burned in a state adjacent to the control rod for a period of up to two cycles. For this reason, when these techniques are applied alone, the outputs of the fuel rods 53 and 54 located at the corner positions and at the (1, 2) and (2, 1) coordinates will excessively increase. Simply removing the fuel rods at the corners and the (1,2) and (2,1) fuel rods will not only result in excessive peaking in the adjacent fuel rods, but also fuel The fuel inventory of the assembly 50 also decreases, and a loss occurs from the viewpoint of fuel economy.
一方、本実施の形態では、単にコーナー位置の燃料棒を削除するだけではなく、その燃料集合体内部の濃縮度分布差や可燃性毒物濃度の分布差を最適に組み合わせている。これにより、本実施の形態では、高濃縮度初装荷炉心において燃料集合体内部のピーキングを抑制するだけでなく燃料経済性も損なわないという効果を併せ持った形で制御棒履歴効果が緩和される。 On the other hand, in the present embodiment, not only the fuel rods at the corner positions are simply deleted, but also the concentration distribution difference inside the fuel assembly and the distribution difference of the combustible poison concentration are optimally combined. Thus, in the present embodiment, the control rod history effect is mitigated in such a manner that not only the peaking inside the fuel assembly is suppressed but also the fuel economy is not impaired in the highly enriched initial loading core.
図４は、本実施の形態の低濃縮度燃料の出力運転状態で制御棒が挿入されていない状態での無限増倍率の燃焼変化を示すグラフである。図５は、本実施の形態の低濃縮度燃料のＣＢＨ効果がある場合の出力運転状態での無限増倍率の燃焼変化を示すグラフである。図６は、本実施の形態の低濃縮度燃料のＣＢＨ効果がある場合の冷温状態での無限増倍率の燃焼変化を示すグラフである。図７は、本実施の形態の低濃縮度燃料のＣＢＨ効果がある場合の出力運転状態での局所ピーキング係数の燃焼変化を示すグラフである。図４ないし図７は、燃料集合体の代表的な特性を示すものとして、いずれも軸方向の中央部の断面がボイド率４０％で燃焼した場合の値を示したものである。 FIG. 4 is a graph showing a change in combustion at an infinite multiplication factor when the control rod is not inserted in the output operation state of the low enrichment fuel of the present embodiment. FIG. 5 is a graph showing a change in combustion at an infinite multiplication factor in the output operation state when the low-concentration fuel of the present embodiment has the CBH effect. FIG. 6 is a graph showing a change in combustion at an infinite multiplication factor in a cold state when the CBH effect of the low enrichment fuel of the present embodiment is present. FIG. 7 is a graph showing the combustion change of the local peaking coefficient in the output operation state when the low-concentration fuel of the present embodiment has the CBH effect. 4 to 7 show typical characteristics of the fuel assembly, and all show values when the cross section of the central portion in the axial direction burns at a void ratio of 40%.
図５および図７は、燃料集合体に隣接する制御棒１４が挿入された状態で燃焼を続けて、それぞれの燃焼度に到達したときに出力運転中に制御棒を抜いた状態での無限増倍率および局所ピーキング係数を示したものである。図６は、燃料集合体に隣接する制御棒１４が挿入された状態で燃焼を続けて、それぞれの燃焼度に到達したときに冷温時に制御棒１４を抜いた状態での無限増倍率を示したものである。 5 and 7 show that the combustion continues with the control rod 14 adjacent to the fuel assembly inserted, and the infinite increase with the control rod pulled out during output operation when the respective burnups are reached. The magnification and the local peaking coefficient are shown. FIG. 6 shows the infinite multiplication factor in the state where the control rod 14 adjacent to the fuel assembly is continuously burned and the control rod 14 is pulled out at the time of cold when the respective burnups are reached. Is.
図４ないし図７には、本実施の形態の低濃縮度燃料１７とともに、比較用の燃料集合体の特性も併せて示した。図４ないし図７において、実線は低濃縮度燃料１７についての特性を、一点鎖線は比較用の燃料集合体の特性をそれぞれ示している。比較用の燃料集合体は、本実施の形態の低濃縮度燃料１７の欠損領域６６に標準長燃料棒５３が配置された燃料集合体である。比較用の燃料集合体において欠損領域６６、すなわち、制御棒１４に最も近いコーナー部に配置される標準長燃料棒５３として、図１の１番から５番の標準長燃料棒５３よりも濃縮度が低いウランが装填されているとした。 4 to 7 also show the characteristics of the fuel assembly for comparison together with the low enrichment fuel 17 of the present embodiment. 4 to 7, the solid line indicates the characteristics of the low enrichment fuel 17, and the alternate long and short dash line indicates the characteristics of the comparative fuel assembly. The fuel assembly for comparison is a fuel assembly in which the standard length fuel rod 53 is arranged in the deficient region 66 of the low enrichment fuel 17 of the present embodiment. As the standard length fuel rod 53 disposed in the missing region 66, that is, the corner portion closest to the control rod 14 in the fuel assembly for comparison, the enrichment is higher than the standard length fuel rod 53 of Nos. 1 to 5 in FIG. Suppose that low uranium is loaded.
図４から、本実施の形態の低濃縮度燃料１７では、制御棒１４に最も近いコーナーロッドを削除したことにより減速効果が高まるために、燃料寿命初期から中期にかけて、従来技術適用の燃料よりも無限増倍率が高めで推移することが分かる。また、本実施の形態の低濃縮度燃料１７を装荷した炉心１３は、高濃縮度初装荷炉心であり燃料交換をせずに２サイクル連続して運転するために、この低濃縮度燃料１７の第２サイクル末期での到達燃焼度は、およそ３０ＧＷｄ／ｔ程度になる。この燃焼度までは、本実施の形態の低濃縮度燃料１７の方が、比較用の燃料集合体にくらべて反応度が高くなっている。つまり、コーナーロッドを削除したことに起因する燃料インベントリ減少によっても、反応度ロスの効果は生じておらず、燃料経済性を損なっていないことが示されている。 From FIG. 4, in the low enrichment fuel 17 of the present embodiment, the effect of deceleration is enhanced by deleting the corner rod closest to the control rod 14. It can be seen that the infinite multiplication factor remains high. Further, the core 13 loaded with the low enrichment fuel 17 of the present embodiment is a high enrichment initial loading core and operates continuously for two cycles without changing the fuel. The reached burnup at the end of the second cycle is about 30 GWd / t. Up to this burnup, the low enrichment fuel 17 of the present embodiment has a higher reactivity than the comparative fuel assembly. In other words, it is shown that even if the fuel inventory is reduced due to the removal of the corner rod, the effect of reactivity loss does not occur and the fuel economy is not impaired.
図５から、本実施の形態の低濃縮度燃料１７がコントロールセル４７に装荷され制御棒１４と隣接した状態で燃焼を続けて、サイクル末期で制御棒を引き抜かれたとしても、燃料棒を削除したことによる反応度ロスは見られず、燃料経済性を損なっていないことが確認できる。 From FIG. 5, even if the low enrichment fuel 17 of the present embodiment is loaded in the control cell 47 and continues to burn in a state adjacent to the control rod 14, the fuel rod is deleted even if the control rod is pulled out at the end of the cycle. As a result, no reactivity loss was observed, confirming that fuel economy was not impaired.
図６から、本実施の形態の低濃縮度燃料１７がコントロールセル４７に装荷され制御棒１４と隣接した状態で燃焼を続けて冷温時に制御棒を引き抜かれたとしても、燃料寿命を通じて比較用の燃料集合体よりも無限増倍率が小さいことがわかる。つまり、本実施の形態の低濃縮度燃料１７は、比較用の燃料集合体に比べて炉停止余裕が大きいことがわかる。特に、炉停止余裕が最も厳しくなる傾向にある初装荷第１サイクル初期において効果が期待される。 From FIG. 6, even if the low-concentration fuel 17 according to the present embodiment is loaded in the control cell 47 and continues to burn in the state adjacent to the control rod 14 and is pulled out at the time of cold temperature, It can be seen that the infinite multiplication factor is smaller than that of the fuel assembly. That is, it can be seen that the low enrichment fuel 17 of the present embodiment has a larger furnace shutdown margin than the comparative fuel assembly. In particular, the effect is expected at the initial stage of the first cycle of initial loading, in which the furnace shutdown margin tends to be the strictest.
図７から、本実施の形態の低濃縮度燃料１７がコントロールセル４７に装荷され制御棒１４と隣接した状態で燃焼を続けて、サイクル末期で制御棒を引き抜かれた場合、比較用の燃料集合体と比較して、ＣＢＨ効果による局所ピーキング係数の上昇が抑制されていることが分かる。 From FIG. 7, when the low enrichment fuel 17 of the present embodiment is loaded in the control cell 47 and continues to burn in a state adjacent to the control rod 14, the control rod is pulled out at the end of the cycle. It can be seen that the increase in local peaking coefficient due to the CBH effect is suppressed as compared with the body.
このように、本実施の形態では、経済性を損なうことなく初装荷炉心のコントロールセルに燃料集合体が長期間配置されても制御棒履歴効果が過度に大きくならないようにすることができる。 Thus, in the present embodiment, the control rod history effect can be prevented from becoming excessively large even if the fuel assemblies are arranged in the control cell of the initial loading core for a long period of time without impairing the economy.
［第２の実施の形態］
図８は、本発明に係る沸騰水型原子炉の初装荷炉心の第２の実施の形態に用いられる低濃縮度燃料の水平断面図である。
[Second Embodiment]
FIG. 8 is a horizontal sectional view of a low enrichment fuel used in the second embodiment of the initial loading core of the boiling water reactor according to the present invention.
本実施の形態の低濃縮度燃料７１は、燃料棒５３，５４が９行９列の正方格子状に配列されて束ねられている。また、中央領域には、太径のウォータロッド５１が２本配置されている。 In the low enrichment fuel 71 of the present embodiment, fuel rods 53 and 54 are arranged and bundled in a 9 × 9 square lattice. Two thick water rods 51 are arranged in the central region.
燃料棒５３，５４に付与された番号１から番号４の順に燃料棒濃縮度が低くなっている。制御棒１４の中心に最も近いコーナーの格子位置は、燃料棒５３，５４が存在しない欠損領域６６となっている。 The fuel rod enrichment decreases in the order of numbers 1 to 4 assigned to the fuel rods 53 and 54. The lattice position of the corner closest to the center of the control rod 14 is a defect region 66 where the fuel rods 53 and 54 do not exist.
また、燃料棒番号６は部分長燃料棒５４で、濃縮度は標準長燃料棒５３の燃料棒番号１と同等になっている。燃料棒番号Ｇ１の標準長燃料棒５３には、可燃性毒物が含まれている。この低濃縮度燃料７１を制御棒側領域１５と反制御棒側領域１６に分けて見た場合、制御棒側領域１５の方が平均濃縮度が低くなっている。また、可燃性毒物の濃度は、制御棒側領域１５の方が反制御棒領域１６に比べて低くなっている。 Further, the fuel rod number 6 is a partial length fuel rod 54, and the enrichment is the same as the fuel rod number 1 of the standard length fuel rod 53. The standard length fuel rod 53 with the fuel rod number G1 contains a flammable poison. When the low enrichment fuel 71 is divided into the control rod side region 15 and the non-control rod side region 16, the average enrichment of the control rod side region 15 is lower. Further, the concentration of the flammable poison is lower in the control rod side region 15 than in the non-control rod region 16.
このように本実施の形態では、第１の実施の形態と同様の濃縮度分布、可燃性毒物濃度分布および欠損領域６６の配置をとることにより、経済性を損なうことなく初装荷炉心のコントロールセルに燃料集合体が長期間配置されても制御棒履歴効果が過度に大きくならないようにすることができる。 As described above, in the present embodiment, the same concentration distribution, combustible poison concentration distribution, and arrangement of the defect region 66 as in the first embodiment are adopted, so that the control cell of the initial loading core is not impaired without impairing the economy. Even if the fuel assemblies are arranged for a long period of time, the control rod history effect can be prevented from becoming excessively large.
［第３の実施の形態］
図９は、本発明に係る沸騰水型原子炉の初装荷炉心の第３の実施の形態の水平断面図である。
[Third Embodiment]
FIG. 9 is a horizontal sectional view of the third embodiment of the initial loading core of the boiling water reactor according to the present invention.
この炉心７２には、第１の実施の形態と同様の低濃縮度燃料１７および高濃縮度燃料１８の他に、コントロールセル用高濃縮度燃料１９が装荷されている。この炉心７２は、第１の実施の形態と同様に初装荷炉心であり、第１サイクル目と第２サイクル目との間でシャッフリングを行わずに運転される。低濃縮度燃料１７は、コントロールセル４７を形成するように配置されている。 In addition to the low enrichment fuel 17 and the high enrichment fuel 18 as in the first embodiment, the core 72 is loaded with the control cell highly enriched fuel 19. The core 72 is an initial loading core as in the first embodiment, and is operated without shuffling between the first cycle and the second cycle. The low enrichment fuel 17 is arranged to form a control cell 47.
コントロールセル用高濃縮度燃料１９は、低濃縮度燃料１７よりも燃料集合体平均濃縮度は高い。また、コントロールセル用高濃縮度燃料１９は、低濃縮度燃料１７と同様に、反制御棒側領域１６（図１参照）に比べて制御棒側領域１５（図１参照）の方が、平均濃縮度は低く、可燃性毒物の濃度は低い。コントロールセル用高濃縮度燃料１９の正方格子位置の内、制御棒１４の中心に最も近いコーナー部には、低濃縮度燃料１７と同様に、燃料棒が存在しない欠損領域が形成されている。 The high enrichment fuel 19 for the control cell has a higher fuel assembly average enrichment than the low enrichment fuel 17. Further, the high enrichment fuel 19 for the control cell is similar to the low enrichment fuel 17 in the control rod side region 15 (see FIG. 1) compared to the non-control rod side region 16 (see FIG. 1). The concentration is low and the concentration of flammable poisons is low. Like the low enrichment fuel 17, a defect region where no fuel rod is present is formed at the corner portion closest to the center of the control rod 14 in the square lattice position of the highly enriched fuel 19 for the control cell.
この炉心７２は、初装荷から燃料取替をすることなく２サイクル連続で運転される。このため、コントロールセル４７に装荷された低濃縮度燃料１７は長期間にわたって制御棒１４と隣接した状態で燃焼することになる。しかしながら、第１の実施の形態と同様に、第１サイクル目および第２サイクル目では、ＣＢＨ効果が緩和されて、良好な運転特性を示す。また、第１の実施の形態と同様に、燃料経済性は損なわれない。 The core 72 is operated continuously for two cycles without changing the fuel from the initial loading. For this reason, the low enrichment fuel 17 loaded in the control cell 47 burns in a state adjacent to the control rod 14 for a long period of time. However, as in the first embodiment, in the first cycle and the second cycle, the CBH effect is alleviated and good operating characteristics are exhibited. Further, as in the first embodiment, the fuel economy is not impaired.
また、第３サイクル目の移行炉心においては、低濃縮度燃料１７の一部または全部は取り出され、コントロールセル４７の一部または全部は、コントロールセル用高濃縮度燃料１９で形成される。このため、第３サイクル目以降の炉心においても、ＣＢＨ効果を適切に抑制した運転ができ、燃料経済性向上に資する。 Further, in the transition core in the third cycle, a part or the whole of the low enrichment fuel 17 is taken out, and a part or the whole of the control cell 47 is formed by the high enrichment fuel 19 for the control cell. For this reason, also in the core after the 3rd cycle, the operation which suppressed CBH effect appropriately can be performed, and it contributes to fuel economy improvement.
［他の実施の形態］
上述の各実施の形態は単なる例示であり、本発明はこれらに限定されない。また、各実施の形態の特徴を組み合わせて実施することもできる。
[Other embodiments]
The above-described embodiments are merely examples, and the present invention is not limited to these. Moreover, it can also implement combining the characteristic of each embodiment.
１３…炉心、１４…制御棒、１５…制御棒側領域、１６…反制御棒側領域、１７…低濃縮度燃料、１８…高濃縮度燃料、１９…コントロールセル用高濃縮度燃料、４７…コントロールセル、５０…燃料集合体、５１…ウォータロッド、５２…チャンネルボックス、５３…標準長燃料棒、５４…部分長燃料棒、５５…上部タイプレート、５６…下部タイプレート、５７…スペーサ、５８…膨張スプリング、５９…チャンネルファスナ、６０…チャンネルファスナ用スプリング、６６…欠損領域、７１…低濃縮度燃料、７２…炉心 DESCRIPTION OF SYMBOLS 13 ... Core, 14 ... Control rod, 15 ... Control rod side area | region, 16 ... Anti-control rod side area | region, 17 ... Low enrichment fuel, 18 ... High enrichment fuel, 19 ... High enrichment fuel for control cells, 47 ... Control cell, 50 ... Fuel assembly, 51 ... Water rod, 52 ... Channel box, 53 ... Standard length fuel rod, 54 ... Partial length fuel rod, 55 ... Upper tie plate, 56 ... Lower tie plate, 57 ... Spacer, 58 ... Expansion spring, 59 ... Channel fastener, 60 ... Spring for channel fastener, 66 ... Defect region, 71 ... Low enrichment fuel, 72 ... Core
Claims (6)
前記燃料集合体は、前記制御棒の中心に最も近い格子位置に冷却水が流通可能な欠損領域が形成され、前記欠損領域を通らない対角線で前記チャンネルボックスの内部を前記欠損領域を含む制御棒側領域とそれ以外の反制御棒側領域とに分割したときに前記制御棒側領域内の燃料棒の平均濃縮度が前記反制御棒側領域内の燃料棒の平均濃縮度よりも低く、かつ、前記制御棒側領域内の燃料棒の平均可燃性毒物濃度は前記反制御棒側領域内にある燃料棒の平均可燃性毒物濃度よりも低い低濃縮度燃料集合体を含む、
ことを特徴とする沸騰水型原子炉の初装荷炉心。 A fuel assembly in which a fuel containing fissile material is loaded into a cladding tube and a plurality of fuel rods sealed at both ends are arranged in a square grid in a rectangular tube box is arranged in two rows and two columns. In the initial loading core of a boiling water reactor equipped with a plurality of cells into which a cross-shaped control rod can be inserted at the center,
The fuel assembly has a defective region where cooling water can flow at a lattice position closest to the center of the control rod, and the control rod includes the defective region inside the channel box by a diagonal line that does not pass through the defective region. An average enrichment of the fuel rods in the control rod side region is lower than an average enrichment of the fuel rods in the anti-control rod side region when divided into a side region and the other non-control rod side region; and The fuel rod average combustible poison concentration in the control rod side region includes a low enrichment fuel assembly that is lower than the average combustible poison concentration of the fuel rod in the anti-control rod side region;
The first loading core of a boiling water reactor characterized by this.
前記燃料集合体は、前記制御棒の中心に最も近い格子位置に冷却水が流通可能な欠損領域が形成され、前記欠損領域を通らない対角線で前記チャンネルボックスの内部を前記欠損領域を含む制御棒側領域とそれ以外の反制御棒側領域とに分割したときに前記制御棒側領域内の燃料棒の平均濃縮度が前記反制御棒側領域内の燃料棒の平均濃縮度よりも低く、かつ、前記制御棒側領域内の燃料棒の平均可燃性毒物濃度は前記反制御棒側領域内にある燃料棒の平均可燃性毒物濃度よりも低い低濃縮度燃料集合体を含み、
前記セルは４体の前記低濃縮度燃料集合体で形成されたコントロールセルを含み、
前記コントロールセル内の制御棒の１回の運転サイクル中の制御棒の挿入時間が他の位置の制御棒よりも長くなるように制御棒を挿抜する、
ことを特徴とする沸騰水型原子炉の運転方法。 A fuel assembly in which a fuel containing fissile material is loaded into a cladding tube and a plurality of fuel rods sealed at both ends are arranged in a square grid in a rectangular tube box is arranged in two rows and two columns. In the operation method of the boiling water reactor having the initial loading core with a plurality of cells into which a cross-shaped control rod can be inserted at the center,
The fuel assembly has a defective region where cooling water can flow at a lattice position closest to the center of the control rod, and the control rod includes the defective region inside the channel box by a diagonal line that does not pass through the defective region. An average enrichment of the fuel rods in the control rod side region is lower than an average enrichment of the fuel rods in the anti-control rod side region when divided into a side region and the other non-control rod side region; and The fuel rod average flammable poison concentration in the control rod side region includes a low enrichment fuel assembly lower than the average flammable poison concentration of the fuel rod in the anti-control rod side region;
The cell includes a control cell formed by four of the low enrichment fuel assemblies,
The control rod is inserted and removed so that the insertion time of the control rod in one operation cycle of the control rod in the control cell is longer than the control rods at other positions.
A method of operating a boiling water reactor characterized by that.
前記制御棒の２つの翼に２面が対向するように配置される角筒状のチャンネルボックス内に核分裂性物質を含有する燃料を被覆管に装填して両端を封じた複数本の燃料棒を配列し、前記制御棒の中心に最も近い正方格子位置に冷却水が流通可能な欠損領域が形成され、前記欠損領域を通らない対角線で前記チャンネルボックスの内部を前記欠損領域を含む制御棒側領域とそれ以外の反制御棒側領域とに分割したときに前記制御棒側領域内の燃料棒の平均濃縮度が前記反制御棒側領域内の燃料棒の平均濃縮度よりも低く、かつ、前記制御棒側領域内の燃料棒の平均可燃性毒物濃度は前記反制御棒側領域内にある燃料棒の平均可燃性毒物濃度よりも低いことを特徴とする燃料集合体。 In a fuel assembly loaded in the initial loading core of a boiling water reactor into which a plurality of cross-shaped control rods can be inserted,
A plurality of fuel rods, in which a fuel containing a fissile material is loaded into a cladding tube and sealed at both ends in a rectangular tube-like channel box arranged so that two surfaces face the two wings of the control rod, A control rod side region that is arranged and has a defect region in which cooling water can flow at a square lattice position closest to the center of the control rod, and includes the defect region inside the channel box by a diagonal line that does not pass through the defect region And the average enrichment of the fuel rods in the control rod side region is lower than the average enrichment of the fuel rods in the counter control rod side region when divided into the other non-control rod side region, and A fuel assembly characterized in that an average flammable poison concentration of fuel rods in the control rod side region is lower than an average flammable poison concentration of fuel rods in the non-control rod side region.
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Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2014119287A (en) * | 2012-12-13 | 2014-06-30 | Nuclear Fuel Ind Ltd | Set of fuel assemblies for boiling-water reactor, and reactor core of boiling-water reactor |
| JP2015031574A (en) * | 2013-08-01 | 2015-02-16 | 原子燃料工業株式会社 | Fuel assembly for boiling water reactor |
Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS57583A (en) * | 1980-06-02 | 1982-01-05 | Tokyo Shibaura Electric Co | Fuel assembly |
| JPS5723891A (en) * | 1980-07-18 | 1982-02-08 | Hitachi Ltd | Fuel assembly and reactor core |
| JPS5930088A (en) * | 1982-08-13 | 1984-02-17 | 株式会社東芝 | Reactor |
| JPH09105792A (en) * | 1995-10-11 | 1997-04-22 | Hitachi Ltd | Initial loading reactor core and fuel assembly |
| JPH11133178A (en) * | 1997-10-29 | 1999-05-21 | Toshiba Corp | Fuel assembly, reactor core, and core operation method |
| JP2004144762A (en) * | 2003-12-11 | 2004-05-20 | Toshiba Corp | Reactor core for nuclear reactor |
| JP2006208391A (en) * | 2006-03-08 | 2006-08-10 | Toshiba Corp | Fuel assembly and core of reactor |
| JP2007225624A (en) * | 2007-05-30 | 2007-09-06 | Toshiba Corp | Reactor core |
-
2010
- 2010-12-27 JP JP2010289683A patent/JP2012137378A/en active Pending
Patent Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS57583A (en) * | 1980-06-02 | 1982-01-05 | Tokyo Shibaura Electric Co | Fuel assembly |
| JPS5723891A (en) * | 1980-07-18 | 1982-02-08 | Hitachi Ltd | Fuel assembly and reactor core |
| JPS5930088A (en) * | 1982-08-13 | 1984-02-17 | 株式会社東芝 | Reactor |
| JPH09105792A (en) * | 1995-10-11 | 1997-04-22 | Hitachi Ltd | Initial loading reactor core and fuel assembly |
| JPH11133178A (en) * | 1997-10-29 | 1999-05-21 | Toshiba Corp | Fuel assembly, reactor core, and core operation method |
| JP2004144762A (en) * | 2003-12-11 | 2004-05-20 | Toshiba Corp | Reactor core for nuclear reactor |
| JP2006208391A (en) * | 2006-03-08 | 2006-08-10 | Toshiba Corp | Fuel assembly and core of reactor |
| JP2007225624A (en) * | 2007-05-30 | 2007-09-06 | Toshiba Corp | Reactor core |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2014119287A (en) * | 2012-12-13 | 2014-06-30 | Nuclear Fuel Ind Ltd | Set of fuel assemblies for boiling-water reactor, and reactor core of boiling-water reactor |
| JP2015031574A (en) * | 2013-08-01 | 2015-02-16 | 原子燃料工業株式会社 | Fuel assembly for boiling water reactor |
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