JP2942622B2 - 原子炉用燃料集合体 - Google Patents
原子炉用燃料集合体Info
- Publication number
- JP2942622B2 JP2942622B2 JP2336734A JP33673490A JP2942622B2 JP 2942622 B2 JP2942622 B2 JP 2942622B2 JP 2336734 A JP2336734 A JP 2336734A JP 33673490 A JP33673490 A JP 33673490A JP 2942622 B2 JP2942622 B2 JP 2942622B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- fuel assembly
- rods
- fissile material
- cycle
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Lifetime
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は、原子炉用燃料集合体に係り、特にプルトニ
ウムを富化した燃料棒を有する原子炉用燃料集合体に関
する。
ウムを富化した燃料棒を有する原子炉用燃料集合体に関
する。
（従来の技術） 近年、沸騰水型原子炉（BWR）では、資源の有効利用
やエネルギーセキュリティ等の観点から、使用済み燃料
の再処理により回収されたプルトニウム（Pu）を、ウラ
ン（Ｕ）との混合酸化物（MOX燃料）として使用するこ
とが検討されている（以下、UO2を用いた燃料棒，燃料
集合体をそれぞれウラン燃料棒,UO2燃料と記す一方、MO
Xを用いた燃料棒，燃料集合体をそれぞれMOX燃料棒、MO
X燃料と記す）。
やエネルギーセキュリティ等の観点から、使用済み燃料
の再処理により回収されたプルトニウム（Pu）を、ウラ
ン（Ｕ）との混合酸化物（MOX燃料）として使用するこ
とが検討されている（以下、UO2を用いた燃料棒，燃料
集合体をそれぞれウラン燃料棒,UO2燃料と記す一方、MO
Xを用いた燃料棒，燃料集合体をそれぞれMOX燃料棒、MO
X燃料と記す）。
ただし、プルトニウムは被曝防止や核不拡散の立場か
ら、保守管理、計量管理が厳重であり、取扱いには多く
の配慮を払わなければならない。したがって、プルトニ
ウムを含む燃料集合体は、炉心運転上の安全性を損なわ
ない範囲内で燃料集合体１体当りに含まれるプルトニウ
ムの割合をできるだけ高くし、取扱う燃料集合体の数を
減らすことが望まれる。
ら、保守管理、計量管理が厳重であり、取扱いには多く
の配慮を払わなければならない。したがって、プルトニ
ウムを含む燃料集合体は、炉心運転上の安全性を損なわ
ない範囲内で燃料集合体１体当りに含まれるプルトニウ
ムの割合をできるだけ高くし、取扱う燃料集合体の数を
減らすことが望まれる。
この意味では、ガドリニウム（Gd）入り燃料棒（Gd
棒）を除く全ての燃料棒をMOX燃料棒で構成し、いわゆ
る全MOX型燃料とすることが有利であり、現在、この全M
OX型の燃料集合体を用いる計画が進められている。な
お、Gd棒にプルトニウムを富化しない理由は、過去の照
射実績がないこと、および燃料成型加工費の増加を避け
るためである。
棒）を除く全ての燃料棒をMOX燃料棒で構成し、いわゆ
る全MOX型燃料とすることが有利であり、現在、この全M
OX型の燃料集合体を用いる計画が進められている。な
お、Gd棒にプルトニウムを富化しない理由は、過去の照
射実績がないこと、および燃料成型加工費の増加を避け
るためである。
全MOX型の燃料集合体は例えば８×８型で、60本の燃
料棒（MOX棒が46本、Gd棒が14本）と、一本のウォータ
ロッドとを、チャンネルボックス内に配置した構成とさ
れている。
料棒（MOX棒が46本、Gd棒が14本）と、一本のウォータ
ロッドとを、チャンネルボックス内に配置した構成とさ
れている。
燃料集合体と他の燃料集合体の間には、十字型の制御
棒あるいは計装管を配置するため、一定の幅を持つ水ギ
ャップ領域が形成される。
棒あるいは計装管を配置するため、一定の幅を持つ水ギ
ャップ領域が形成される。
チャンネルボックス内の冷却材は、運転時には蒸気を
含んだ二相流となるが、水ギャップ領域の冷却材は燃料
棒で直接加熱されないため、蒸気は発生しない。このた
め、水ギャップ領域における水素の原子数密度が大き
く、これにより、BWRの燃料集合体の熱中性子束は場所
によって大きく異なる（第４図参照）。
含んだ二相流となるが、水ギャップ領域の冷却材は燃料
棒で直接加熱されないため、蒸気は発生しない。このた
め、水ギャップ領域における水素の原子数密度が大き
く、これにより、BWRの燃料集合体の熱中性子束は場所
によって大きく異なる（第４図参照）。
（発明が解決しようとする課題） 一般にMOX燃料では、239Pu,241Pu等の熱核分裂性のプ
ルトニウム（Puf）が、235Uよりも熱中性子吸収断面積
が大きいことにより、水ギャップ領域で減速された熱中
性子が、最外周の燃料棒に吸収され易く、燃料集合体内
部まで届きにくくなる。したがって、UO2燃料と比べて
熱中性子の勾配（第４図参照）が増加し、出力の場所に
よる違いが大きくなるため、MOX燃料の方が局所ピーキ
ング係数（集合体燃料棒の平均出力に対する最大出力の
比）（LPF）が大きくなる。
ルトニウム（Puf）が、235Uよりも熱中性子吸収断面積
が大きいことにより、水ギャップ領域で減速された熱中
性子が、最外周の燃料棒に吸収され易く、燃料集合体内
部まで届きにくくなる。したがって、UO2燃料と比べて
熱中性子の勾配（第４図参照）が増加し、出力の場所に
よる違いが大きくなるため、MOX燃料の方が局所ピーキ
ング係数（集合体燃料棒の平均出力に対する最大出力の
比）（LPF）が大きくなる。
従来の一般的なUO2燃料では、サイクル初期のみの局
所ピーキング係数を低減すれば、サイクル全体を通じて
の局所ピーキング係数は、おおむね満足できる燃料が得
られた。しかしながら、前述のように、MOX燃料は、UO2
燃料に比べてサイクル全体を通じて局所ピーキング係数
が増加しやすく、特にサイクル初期のみの局所ピーキン
グ係数を低減する従来の設計手法では、サイクル後半の
局所ピーキング係数を悪化させる場合があった。
所ピーキング係数を低減すれば、サイクル全体を通じて
の局所ピーキング係数は、おおむね満足できる燃料が得
られた。しかしながら、前述のように、MOX燃料は、UO2
燃料に比べてサイクル全体を通じて局所ピーキング係数
が増加しやすく、特にサイクル初期のみの局所ピーキン
グ係数を低減する従来の設計手法では、サイクル後半の
局所ピーキング係数を悪化させる場合があった。
本発明はこのような事情に鑑みてなされたもので、運
転サイクル全体を通じて、最大線出力密度の制限を満足
できる望ましい局所ピーキング係数の燃焼変化が得られ
る原子炉用燃料集合体を提供することを目的とする。
転サイクル全体を通じて、最大線出力密度の制限を満足
できる望ましい局所ピーキング係数の燃焼変化が得られ
る原子炉用燃料集合体を提供することを目的とする。
（課題を解決するための手段および作用） MOX燃料では、UO2燃料よりも熱中性子の吸収量が増加
し、中性子のエネルギスペクトルが硬くなるため、熱中
性子の吸収体であるGd棒の反応度価値が小さくなる。し
たがって、運転サイクル初期の反応度をUO2燃料の場合
と同程度とするためにはGd棒の本数を増す必要がある
が、これは燃料集合体内のGd棒による出力の窪みを増加
させ、サイクル初期（BOL）の局所ピーキング係数を悪
化させることになる。なお、通常の設計では、UO2燃料
およびMOX燃料のいずれの場合でも、サイクル初期にお
いては、スペクトルが軟らかい燃料集合周辺部の燃料棒
で出力のピークが出る場合が多い。
し、中性子のエネルギスペクトルが硬くなるため、熱中
性子の吸収体であるGd棒の反応度価値が小さくなる。し
たがって、運転サイクル初期の反応度をUO2燃料の場合
と同程度とするためにはGd棒の本数を増す必要がある
が、これは燃料集合体内のGd棒による出力の窪みを増加
させ、サイクル初期（BOL）の局所ピーキング係数を悪
化させることになる。なお、通常の設計では、UO2燃料
およびMOX燃料のいずれの場合でも、サイクル初期にお
いては、スペクトルが軟らかい燃料集合周辺部の燃料棒
で出力のピークが出る場合が多い。
一方、冷却材から離れた燃料集合体内部の燃料棒はス
ペクトルが硬く、燃焼が進まない（同時に、238Uから
239Uへの転換が進む）ため、サイクル後半においては、
スペクトルが軟らかく、燃焼の進んだ燃料集合体周辺部
の燃料棒に比べて相対出力が大きくなる。MOX燃料の場
合は、UO2燃料と比べて、中性子のスペクトルの場所依
存性が強いため、燃料集合体周辺部と内部との燃焼の進
み方の差がさらに大きくなり、サイクル後半において、
燃料集合体内部の燃料棒の局所ピーキング係数が増加
し、設計上で問題となる場合が生じ易い。
ペクトルが硬く、燃焼が進まない（同時に、238Uから
239Uへの転換が進む）ため、サイクル後半においては、
スペクトルが軟らかく、燃焼の進んだ燃料集合体周辺部
の燃料棒に比べて相対出力が大きくなる。MOX燃料の場
合は、UO2燃料と比べて、中性子のスペクトルの場所依
存性が強いため、燃料集合体周辺部と内部との燃焼の進
み方の差がさらに大きくなり、サイクル後半において、
燃料集合体内部の燃料棒の局所ピーキング係数が増加
し、設計上で問題となる場合が生じ易い。
そこで、MOX燃料の設計時においては、最大線出力密
度の制限を満足させるため、核分裂性物質の配置、特に
サイクル初期で局所ピーキングの大きい燃料集合体周辺
部の核分裂性物質量と、サイクル後期で局所ピーキング
の大きい燃料集合体内部の核分裂性物質量との関係につ
いて、UO2燃料の場合よりもさらに注意を払う必要があ
る。
度の制限を満足させるため、核分裂性物質の配置、特に
サイクル初期で局所ピーキングの大きい燃料集合体周辺
部の核分裂性物質量と、サイクル後期で局所ピーキング
の大きい燃料集合体内部の核分裂性物質量との関係につ
いて、UO2燃料の場合よりもさらに注意を払う必要があ
る。
本発明は以上の知見に基づいて完成されたものであ
る。すなわち本発明に係る原子炉用燃料集合体は、プル
トニウムを富化したMOX燃料棒を、正方格子状に束ねた
原子炉用燃料集合体において、前記MOX燃料棒のうち、
正方格子状配置における最外周位置の燃料棒に含まれる
該分裂性物質（235U,239Puおよび241Pu）量の平均値に
対し、最外周位置の燃料棒を除く燃料集合体の内側配置
の燃料棒に含まれる核分裂性物質量の平均値を、1.85な
いし2.15の範囲内の比率に設定したことを特徴とする。
る。すなわち本発明に係る原子炉用燃料集合体は、プル
トニウムを富化したMOX燃料棒を、正方格子状に束ねた
原子炉用燃料集合体において、前記MOX燃料棒のうち、
正方格子状配置における最外周位置の燃料棒に含まれる
該分裂性物質（235U,239Puおよび241Pu）量の平均値に
対し、最外周位置の燃料棒を除く燃料集合体の内側配置
の燃料棒に含まれる核分裂性物質量の平均値を、1.85な
いし2.15の範囲内の比率に設定したことを特徴とする。
前記比率が1.85よりも小さいと、燃料集合体周辺部に
核分裂性物質（235U,239Puおよび241Pu）を多く配置す
ることになり、サイクル初期での局所ピーキング係数が
厳しくサイクル初期の最大線密度が大きくなる。
核分裂性物質（235U,239Puおよび241Pu）を多く配置す
ることになり、サイクル初期での局所ピーキング係数が
厳しくサイクル初期の最大線密度が大きくなる。
逆に、前記比率が2.15を越えると、燃料集合体内部に
核分裂性物質を多く配置することになり、サイクル初期
だけでなく、サイクル後半の局所ピーキング係数が増加
し、サイクル全体の最大線密度が大きくなる。さらに、
前記比率が高過ぎると、反応度価値の低い燃料集合体内
部の核分裂物質量が増加することになるので、炉心平均
燃焼後時の無限増倍率を損失することになり、核燃料の
燃焼効率が低下する。
核分裂性物質を多く配置することになり、サイクル初期
だけでなく、サイクル後半の局所ピーキング係数が増加
し、サイクル全体の最大線密度が大きくなる。さらに、
前記比率が高過ぎると、反応度価値の低い燃料集合体内
部の核分裂物質量が増加することになるので、炉心平均
燃焼後時の無限増倍率を損失することになり、核燃料の
燃焼効率が低下する。
なお、前記燃料棒としては、Gd棒は除外する。通常、
Gd棒は相対出力が小さく、局所ピーキング係数上ほとん
ど問題とはならないから、前記比率の計算対象から除く
こととする。
Gd棒は相対出力が小さく、局所ピーキング係数上ほとん
ど問題とはならないから、前記比率の計算対象から除く
こととする。
このように構成された本発明の燃料集合体によると、
冷却材密度が高く、スペクトルが軟らかい燃料集合体外
周部での燃焼と、冷却材密度が低くスペクトルが硬い燃
料集合体内部での燃焼とが、燃焼期間を通じてバランス
よく進み、局所ピーキング係数の燃焼変化が望ましい形
となる。
冷却材密度が高く、スペクトルが軟らかい燃料集合体外
周部での燃焼と、冷却材密度が低くスペクトルが硬い燃
料集合体内部での燃焼とが、燃焼期間を通じてバランス
よく進み、局所ピーキング係数の燃焼変化が望ましい形
となる。
したがって、本発明の燃料集合体を装荷した炉心での
最大線出力密度は、運転サイクル全体を通じて略平坦と
なり、サイクルを通じての最大値が小さくなる望ましい
燃焼変化を示すようになる。これにより、熱的余裕を増
加することができ、設計の自由度、運転の融通性を高め
ることができる。
最大線出力密度は、運転サイクル全体を通じて略平坦と
なり、サイクルを通じての最大値が小さくなる望ましい
燃焼変化を示すようになる。これにより、熱的余裕を増
加することができ、設計の自由度、運転の融通性を高め
ることができる。
なお、現行プラントのUO2燃料と同様にウォータロッ
ドの面積を燃料棒２本分とする構成では、燃料集合体中
央部の熱中性子の落込みが大きい（第４図参照）。そこ
で、MOX燃料棒が大部分を占める燃料集合体内部では、
少なくとも燃料棒４本分以上の太径のウォータロッドを
用いて燃料集合体中央部の中性子スペクトルを軟化さ
せ、スペクトルの場所依存性を押さえる方が局所ピーキ
ング係数の低減上望ましい。
ドの面積を燃料棒２本分とする構成では、燃料集合体中
央部の熱中性子の落込みが大きい（第４図参照）。そこ
で、MOX燃料棒が大部分を占める燃料集合体内部では、
少なくとも燃料棒４本分以上の太径のウォータロッドを
用いて燃料集合体中央部の中性子スペクトルを軟化さ
せ、スペクトルの場所依存性を押さえる方が局所ピーキ
ング係数の低減上望ましい。
（実施例） 以下、本発明の実施例を図面を参照して説明する。
＜実施例１＞ 第１図に本実施例による全MOX型の燃料集合体を模式
的に示す。この全MOX型の燃料集合体１は８×８型で、6
0本の燃料棒（Pi（ｉ＝１〜６）で示したMOX燃料棒２が
46本、Gd棒３が14本）と、一本のウォータロッド４と
を、チャンネルボックス５内に配置した構成とされてい
る。
的に示す。この全MOX型の燃料集合体１は８×８型で、6
0本の燃料棒（Pi（ｉ＝１〜６）で示したMOX燃料棒２が
46本、Gd棒３が14本）と、一本のウォータロッド４と
を、チャンネルボックス５内に配置した構成とされてい
る。
燃料集合体１と他の燃料集合体との間には、十字型の
制御棒６あるいは計装管が配置される。そこで、一定の
幅を持つ水ギャップ領域７が形成されている。
制御棒６あるいは計装管が配置される。そこで、一定の
幅を持つ水ギャップ領域７が形成されている。
本実施例では、各チャンネルボックス５間の水ギャッ
プ領域７が制御棒６のある側で大きい構造となってい
る。この燃料集合体１は水ギャップ領域７が非対称なの
で、制御棒６側のスペクトルが軟らかくなる。
プ領域７が制御棒６のある側で大きい構造となってい
る。この燃料集合体１は水ギャップ領域７が非対称なの
で、制御棒６側のスペクトルが軟らかくなる。
第８図（Ａ）の表に、この燃料の富化度分布を示す。
この場合の燃料集合体周辺部の核分裂性物質量に対する
燃料集合体内部の核分裂性物質量の平均値の比率は、1.
96である。この時、炉心での最大線出力密度は、運転サ
イクル全体を通じて略平坦となり、11.9kW/ft程度の値
となる。このような富化度分布の偏りによって、局所出
力ピーキング係数が低下している。
この場合の燃料集合体周辺部の核分裂性物質量に対する
燃料集合体内部の核分裂性物質量の平均値の比率は、1.
96である。この時、炉心での最大線出力密度は、運転サ
イクル全体を通じて略平坦となり、11.9kW/ft程度の値
となる。このような富化度分布の偏りによって、局所出
力ピーキング係数が低下している。
以上の燃料を基準燃料として、同じスプリットパター
ンで、核分裂性物質量の平均値の比率を変えた場合の燃
料の局所ピーキング係数の燃焼変化を第２図に示す。
ンで、核分裂性物質量の平均値の比率を変えた場合の燃
料の局所ピーキング係数の燃焼変化を第２図に示す。
第２図に示すように、基準燃料よりも核分裂性物質量
の比率が小さい場合（第８図（Ｂ）の表参照）には、燃
料集合体周辺部に核分裂性物質を多く配置することにな
り、サイクル初期での局所ピーキング係数が厳しくサイ
クル初期の最大線密度が大きくなる。
の比率が小さい場合（第８図（Ｂ）の表参照）には、燃
料集合体周辺部に核分裂性物質を多く配置することにな
り、サイクル初期での局所ピーキング係数が厳しくサイ
クル初期の最大線密度が大きくなる。
逆に、前記比率が大きい場合（第８図（Ｃ）の表参
照）には、燃料集合体内部に核分裂性物質を多く配置す
ることになり、サイクル初期だけでなく、サイクル後半
の局所ピーキング係数が増加し、サイクル全体の最大線
密度が大きくなる。
照）には、燃料集合体内部に核分裂性物質を多く配置す
ることになり、サイクル初期だけでなく、サイクル後半
の局所ピーキング係数が増加し、サイクル全体の最大線
密度が大きくなる。
これらのMOX燃料を、それぞれ同一の炉心装荷パター
ンおよび制御棒パターンで運転した時の、サイクル全体
を通じての最大線出力密度の最大値と、核分裂性物質量
の比率との関係を第３図に示す。
ンおよび制御棒パターンで運転した時の、サイクル全体
を通じての最大線出力密度の最大値と、核分裂性物質量
の比率との関係を第３図に示す。
同図は、第８図（Ｂ）および同図（Ｃ）の表と同様
に、比率を変えて調べたものである。これにより、最大
線出力密度の設計目標値12.2kW/ftを満足させるために
は、核分裂性物質量の比率を1.85から2.15の範囲に設定
するのが望ましいことがわかる。
に、比率を変えて調べたものである。これにより、最大
線出力密度の設計目標値12.2kW/ftを満足させるために
は、核分裂性物質量の比率を1.85から2.15の範囲に設定
するのが望ましいことがわかる。
なお、比率が大き過ぎると、反応度価値の低い燃料集
合体内部の核分裂性物質量が増加することになるので、
第４図に示したように、炉心平均燃焼時の無限増倍率を
損失することになり、燃料の燃焼効率が低下する。
合体内部の核分裂性物質量が増加することになるので、
第４図に示したように、炉心平均燃焼時の無限増倍率を
損失することになり、燃料の燃焼効率が低下する。
＜実施例２＞ 第５図に実施例２による燃料集合体を模式的に示し、
第９図にこの燃料の富化度分布を示す。なお、核分裂性
物質量の比率は2.03である。
第９図にこの燃料の富化度分布を示す。なお、核分裂性
物質量の比率は2.03である。
本実施例では、MOX燃料棒の種類を減少させるため
に、燃料集合体コーナ部分にウラン燃料棒（U1,U2）を
配置している。
に、燃料集合体コーナ部分にウラン燃料棒（U1,U2）を
配置している。
この場合の局所ピーキング係数における燃焼変化の形
は最も望ましく、炉心での最大線出力密度は、12.0kW/f
tとなる。
は最も望ましく、炉心での最大線出力密度は、12.0kW/f
tとなる。
＜実施例３＞ 第６図に実施例３による燃料集合体を模式的に示し、
第10図にこの燃料の富化度分布を示す。なお、核分裂性
物質量の比率は1.92である。
第10図にこの燃料の富化度分布を示す。なお、核分裂性
物質量の比率は1.92である。
本実施例では、チャンネルボックス間の水ギャップ領
域が等間隔な燃料集合体の実施例を示す。炉心での最大
線出力密度は、12.0kW/ft程度となる。
域が等間隔な燃料集合体の実施例を示す。炉心での最大
線出力密度は、12.0kW/ft程度となる。
＜実施例４＞ 第７図に実施例４による燃料集合体を模式的に示し、
第11図にこの燃料の富化度分布を示す。なお、核分裂性
物質量の比率は、2.01である。
第11図にこの燃料の富化度分布を示す。なお、核分裂性
物質量の比率は、2.01である。
本実施例では、燃料集合体平均富化度を高めるため、
９×９型としている。
９×９型としている。
この場合も前記各実施例と同様に、局所ピーキング係
数の燃焼変化は望ましい形となる。
数の燃焼変化は望ましい形となる。
以上の各実施例で示したように、燃料集合体周辺部の
核分裂性物質量に対する燃料集合体内部の核分裂性物質
量の平均値の比率を1.85から2.15の範囲に設定すること
により、望ましい局所ピーキング係数の燃焼変化を実現
することが可能となる。
核分裂性物質量に対する燃料集合体内部の核分裂性物質
量の平均値の比率を1.85から2.15の範囲に設定すること
により、望ましい局所ピーキング係数の燃焼変化を実現
することが可能となる。
本発明によれば、燃料集合体周辺部の核分裂性物質量
に対する燃料集合体内部の核分裂性物質量の平均値の比
率を調整することにより、燃料集合体の外周部と内部と
における燃焼をバランスよく進ませ、局所ピーキング係
数の燃焼変化を望ましい形とすることができ、最大線出
力密度を運転サイクル全体を通じて略平坦で小さくする
ことができる。これにより、熱的余裕を増加することが
でき、設計の自由度、運転の融通性を高めることができ
る。
に対する燃料集合体内部の核分裂性物質量の平均値の比
率を調整することにより、燃料集合体の外周部と内部と
における燃焼をバランスよく進ませ、局所ピーキング係
数の燃焼変化を望ましい形とすることができ、最大線出
力密度を運転サイクル全体を通じて略平坦で小さくする
ことができる。これにより、熱的余裕を増加することが
でき、設計の自由度、運転の融通性を高めることができ
る。
第１図は本発明に係る燃料集合体の実施例１による構成
を示す模式図、第２図はその燃料集合体周辺部に対する
燃料集合体内部の核分裂性物質量の平均値の比率を変え
た３種類の燃料集合体の局所ピーキング係数の燃焼変化
を示す特性図、第３図は核分裂性物質量の比率とサイク
ル全体を通じての最大線出力密度の最大値、および炉心
平均燃焼度時の無限増倍率との関係を示す特性図、第４
図はMOX燃料集合体の水平断面における熱中性子束分布
を示す特性図、第５図は実施例２の構成を示す模式図、
第６図は実施例３の構成を示す模式図、第７図は実施例
４の構成を示す模式図、第８図（Ａ），（Ｂ），（Ｃ）
〜第11図はそれぞれ核分裂性物質量を示す表である。 １……燃料集合体、２……燃料棒。
を示す模式図、第２図はその燃料集合体周辺部に対する
燃料集合体内部の核分裂性物質量の平均値の比率を変え
た３種類の燃料集合体の局所ピーキング係数の燃焼変化
を示す特性図、第３図は核分裂性物質量の比率とサイク
ル全体を通じての最大線出力密度の最大値、および炉心
平均燃焼度時の無限増倍率との関係を示す特性図、第４
図はMOX燃料集合体の水平断面における熱中性子束分布
を示す特性図、第５図は実施例２の構成を示す模式図、
第６図は実施例３の構成を示す模式図、第７図は実施例
４の構成を示す模式図、第８図（Ａ），（Ｂ），（Ｃ）
〜第11図はそれぞれ核分裂性物質量を示す表である。 １……燃料集合体、２……燃料棒。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 平２−44288（ＪＰ，Ａ) 特開 平１−253693（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−227192（ＪＰ，Ａ) 特開 昭57−187687（ＪＰ，Ａ) 特開 昭57−104889（ＪＰ，Ａ) 特開 昭54−156989（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.6，ＤＢ名) G21C 3/30
Claims (1)
- 【請求項１】プルトニウムを富化したMOX燃料棒を、正
方格子状に束ねた原子炉用燃料集合体において、前記MO
X燃料棒のうち、正方格子状配置における最外周位置の
燃料棒に含まれる核分裂性物質量の平均値に対し、最外
周位置の燃料棒を除く他の内側配置の燃料棒に含まれる
核分裂性物質量の平均値を、1.85ないし2.15の範囲内の
比率に設定したことを特徴とする原子炉用燃料集合体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2336734A JP2942622B2 (ja) | 1990-11-30 | 1990-11-30 | 原子炉用燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2336734A JP2942622B2 (ja) | 1990-11-30 | 1990-11-30 | 原子炉用燃料集合体 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04204291A JPH04204291A (ja) | 1992-07-24 |
| JP2942622B2 true JP2942622B2 (ja) | 1999-08-30 |
Family
ID=18302228
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2336734A Expired - Lifetime JP2942622B2 (ja) | 1990-11-30 | 1990-11-30 | 原子炉用燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2942622B2 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH04290989A (ja) * | 1991-03-19 | 1992-10-15 | Hitachi Ltd | 燃料集合体 |
| JP3318210B2 (ja) * | 1996-08-28 | 2002-08-26 | 株式会社日立製作所 | Ｍｏｘ燃料集合体及び炉心 |
-
1990
- 1990-11-30 JP JP2336734A patent/JP2942622B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH04204291A (ja) | 1992-07-24 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP2772061B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JP2942622B2 (ja) | 原子炉用燃料集合体 | |
| JPS63250587A (ja) | 原子炉の燃料集合体 | |
| JP2886555B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
| JPH08201555A (ja) | Ｐｗｒ用ｍｏｘ燃料集合体 | |
| JP2020098110A (ja) | 燃料装荷方法および炉心 | |
| JP3339768B2 (ja) | 軽水型原子炉炉心 | |
| JP3485956B2 (ja) | 原子炉炉心およびその燃料集合体 | |
| JP3916807B2 (ja) | Ｍｏｘ燃料集合体 | |
| JP2006064678A (ja) | 原子炉の燃料集合体配置方法、燃料棒および燃料集合体 | |
| JP3093289B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
| JP3318210B2 (ja) | Ｍｏｘ燃料集合体及び炉心 | |
| JP3075749B2 (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| JPH0886894A (ja) | Ｍｏｘ燃料集合体 | |
| JP2507408B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH065320B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
| JPH04265896A (ja) | 軽水炉の燃料集合体群 | |
| JP3130602B2 (ja) | 原子炉の炉心および燃料集合体群 | |
| JP6577131B2 (ja) | 燃料集合体及びそれを装荷する炉心 | |
| JP3135644B2 (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JPH02232595A (ja) | 沸騰水型原子炉の燃料装荷方法 | |
| JP2632726B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
| JPH05142370A (ja) | 原子炉の燃料集合体 | |
| JPH04122888A (ja) | 燃料集合体 | |
| JP2000111679A (ja) | Ｍｏｘ燃料集合体 |