JP3884192B2 - MOX fuel assembly, reactor core, and operating method of reactor - Google Patents

MOX fuel assembly, reactor core, and operating method of reactor Download PDF

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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子炉に用いる燃料集合体に係わり、特に、ウランとプルトニウムの混合酸化物からなるＭＯＸ燃料を備えたＭＯＸ燃料集合体、及びこれを装荷した原子炉の炉心並びに原子炉の運転方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
沸騰水型原子炉の炉心には、四角筒型のチャンネルボックスの内部に燃料バンドルを収納した燃料集合体が多数配置されており、各燃料集合体の燃料バンドルは、核分裂性物質を含む燃料ペレットを封入した多数の燃料棒と、それらを上下で支持する上部タイプレートおよび下部タイプレートと、燃料棒間の間隔を保持するスペーサ等から構成されている。
【０００３】
この炉心は、所定の期間（＝１サイクル）運転を実施した後に停止され、装荷されている燃料集合体の一部が取り出されて新しい燃料集合体と交換される。交換される燃料集合体の数で炉心に装荷されているすべての燃料集合体の数を除した値をバッチ数とよび、燃料の平均取出燃焼度はバッチ数、運転期間および燃料装荷量に依存する。この交換時の新しい燃料集合体の燃料装荷量は、原子炉を１サイクルの間臨界に保つために必要な核分裂性物質量が装荷されるように設定されるが、運転期間の末期においてちょうど臨界になるように、あらかじめ余剰に設定される。つまり、運転末期以外では、原子炉は臨界を超過した状態となる。したがって、沸騰水型原子炉の炉心では、燃料集合体間に挿入される制御棒と、燃料中に添加される可燃性吸収材とによって、この余分に発生した中性子を吸収し、これにより運転期間を通じて臨界状態を維持している。
【０００４】
このとき、炉内への多数の制御棒の挿入は軸方向の出力分布に影響を与え好ましくないため、運転中に炉内に挿入される制御棒の数は予め定められており、その運転時制御棒挿入位置をコントロールセルと称している。このコントロールセルには、比較的燃焼が進んだ燃料集合体が配置されるようになっている。このように制御棒による反応度制御には一定の制限が存在することから、可燃性毒物入り燃料棒による反応度制御が重要となる。なお、可燃性吸収材としては、例えばガドリニア等、熱中性子吸収断面積の大きな物質が用いられるが、これらはその熱中性子の吸収によって消耗し、燃焼に伴いその効果が小さくなっていく。そのため、可燃性吸収材は、主として燃焼初期の超過反応度（余剰反応度）を抑えるために用いられる。
【０００５】
ところで、沸騰水型原子炉では、核分裂で発生する熱を除熱する冷却材として軽水（冷却水）を用いているが、この冷却水は、中性子の減速材としての役割も果たしており、水密度の大きな方が中性子をより減速する性質をもつ。ここで、沸騰水型原子炉ではチャンネルボックスにより軽水の流路が分けられており、チャンネルボックスの中の燃料棒の間を流れる軽水は燃料棒からの発熱により気泡を含んでおり、チャンネルボックスの外を流れる軽水は気泡を含まないというような軽水の密度差が生じる。このため、沸騰水型原子炉の燃料集合体ではチャンネルボックスに近い外周部にくらべて中央部で熱中性子束が低くなるといった分布ができる。そして一般に軽水炉の燃料は熱中性子により核分裂を起こし易い性質をもつ核分裂性物質であり、熱中性子束の高い位置にある燃料棒は高い出力を出しやすいことから、水密度が大きいチャンネルボックスに近い外周部では燃料棒の出力が比較的高くなり、中央部では燃料棒の出力が比較的低くなるという具合に燃料集合体内で出力分布が生じる。そのため、通常、燃料集合体中央部には熱中性子束の分布を少しでも改善するために、気泡を含まない水が貫流する水ロッドを設置していることが多い。
【０００６】
一方、原子炉の炉心に関する重要な量として、燃料棒の単位長さ当たりの出力を表す線出力密度がある。この線出力密度は、燃料集合体全体の絶対的な出力値である「燃料集合体出力」と、燃料集合体内の各軸方向位置における出力の相対的分布を表す「燃料集合体の軸方向相対出力」と、各燃料棒ごとの相対的出力分布を表す「燃料棒相対出力（＝局所出力ピーキング）」の３つの量の積で表され、その量の原子炉内での最大値が最大線出力密度となる。この最大線出力密度が過大となり所定値を超えると、当該燃料棒中心温度が上がりすぎて燃料棒ペレットの熱的健全性を確保するのが困難となる。すなわち、最大線出力密度はなるべく小さい方が上記所定値に対し熱的に余裕のある状態となる。
【０００７】
そこで、通常、燃料集合体の設計においては、燃料棒ペレットを複数種類用意して燃料濃縮度分布を適宜設けることにより、「燃料棒相対出力」あるいは「燃料集合体の軸方向相対出力」の最大値を抑制している。これによって、不均一な熱中性子束分布による燃料集合体内の出力分布の歪みを改善して最大線出力密度を低減し、炉心としての熱的な余裕を確保し、安全な運転ができるように図られている。
【０００８】
但し、燃料濃縮度や可燃性吸収材の分布を単純に調整する方法では燃料棒の種類や濃縮度の種類が増えて複雑になり、製造コストの増加を招く可能性がある。この点を解決するために、例えば特開昭６３−１３３０８６号公報記載のように、正方格子状配列の燃料集合体において、最もウラン濃縮度の低い燃料棒を燃料集合体の４隅位置のみに配置し、可燃性毒物入り燃料棒を、上記正方格子状配列の最外周における４隅隣接位置と水ロッドに隣接する位置とに配置する構成が提唱されている。これにより、少数種類の濃縮度の燃料で燃料棒相対出力を抑えるとともに、余剰反応度を抑えることができるようになっている。
【０００９】
ところで、近年、原子力発電所の核燃料リサイクルを図る観点から、再処理によって使用済み燃料から取り出されたプルトニウムをウランと混合し、ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料（以下適宜、ＭＯＸ燃料という）として、軽水炉で利用することが提唱されている。特に、その際、経済性の向上のために、ＭＯＸ燃料の高燃焼度化（例えば、取り出し平均燃焼度４０ＧＷｄ／ｔ以上）や炉心へのＭＯＸ燃料装荷率増加が考えられている。
【００１０】
ここにおいて、ＭＯＸ燃料は、その核分裂性物質であるプルトニウム２３９やプルトニウム２４１の熱中性子吸収断面積がウラン２３５より大きいこと、及びプルトニウム２４０による中性子の吸収がウラン２３８より大きいこと等により、ウラン燃料よりも熱中性子の割合が減少し、中性子スペクトルが硬くなるという性質がある。
【００１１】
【発明が解決しようとする課題】
一般に、可燃性毒物の燃焼は中性子スペクトルに強く依存しており、中性子平均エネルギーが低く（中性子スペクトルが軟らかく）なるほど燃焼が進行して中性子吸収効果が大きくなる一方で、中性子スペクトルが硬くなるほど燃焼が遅れ中性子吸収効果が小さくなるという性質がある。そのため、ＭＯＸ燃料集合体ではウラン燃料集合体に比べて、可燃性毒物の反応度価値が下がるという問題が生じる。
【００１２】
前述した特開昭６３−１３３０８６号のウラン燃料集合体の構成をＭＯＸ燃料集合体にそのまま適用した場合、可燃性毒物入り燃料棒を中性子スペクトルの柔らかい（熱中性子束の高い）正方格子状配列の最外周に配置していることから、上記ＭＯＸ化による可燃性毒物の反応度価値低下はある程度緩和される。
【００１３】
ところで、このように最外周に可燃性毒物入り燃料棒を配置する場合、可燃性毒物の消耗が比較的早く進んでしまうため、運転期間を通じて余剰反応度を抑制するためには可燃性毒物濃度を高くする必要がある。しかし、可燃性毒物濃度を高くすると、可燃性毒物入り燃料棒本数を増やすのと同様に、制御棒が挿入される側で制御棒価値（制御棒による反応度制御価値）が低下するという新たな課題が生じる。
【００１４】
上記従来技術は、もともとウラン燃料集合体を対象としており、ウラン燃料はＭＯＸ燃料に比べて制御棒価値が大きく、また可燃性毒物の反応度価値が大きいことから、最外周に可燃性毒物入り燃料棒を配置することにより制御棒価値が低下しても、可燃性毒物による反応度抑制効果が大きくなるために炉停止余裕への影響が小さかった。しかしＭＯＸ燃料では炉停止余裕への影響が懸念される。
【００１５】
さらに、上記従来技術においては、運転期間を通じて可燃性毒物の反応度制御効果を持続させるために、燃料集合体最外周の可燃性毒物濃度を、水ロッド隣接の可燃性毒物濃度より高くしているが、ＭＯＸ燃料集合体に適用した場合に、最外周の制御棒が挿入される側でガドリニア濃度を高くすると制御棒価値がさらに低下する。
【００１６】
そこで、この点を解決するために、特開平７−３０１６８８号公報記載のように、ＭＯＸ燃料集合体において、正方格子状配列の最外周に可燃性毒物入り燃料棒と短尺燃料棒（部分長燃料棒ともいう）を配置する構成が提唱されている。この場合、可燃性毒物入り燃料棒が正方格子状配列最外周の制御棒挿入側に配置されることで制御棒価値が低下し炉停止余裕が低下するのを、最外周に短尺燃料棒を設置して燃料集合体軸方向上部に中性子の減速過剰領域を作り、低温時の無限増倍率を低減することにより補い、これによって炉停止余裕の低下を防止している。
【００１７】
またこのとき、一般に、ＭＯＸ燃料はペレット成型加工費がウラン燃料よりも高く、ＭＯＸ燃料ペレットの種類はなるべく少ないほうが望ましいことに対応して、ＭＯＸ燃料棒の燃料ペレットを１種類（すなわちプルトニウム富化度が同一）としている。
【００１８】
しかしながら、上記特開平７−３０１６８８号公報記載のＭＯＸ燃料集合体では、さらに以下のような別の課題が存在する。
【００１９】
すなわち、前述したように、このＭＯＸ燃料集合体では、可燃性毒物入り燃料棒が制御棒挿入側に配置されることで制御棒価値が低下し炉停止余裕が低下するのを、最外周に短尺燃料棒を設置することにより補っている。この短尺燃料棒の使用は、軸方向上部の非沸騰水領域の増大により上記中性子減速過剰領域の創出やそれ以外にもＨ／Ｕ比の改善等種々の効果を得られるが、短尺燃料棒を配置することで燃料集合体内の熱水力特性に影響を及ぼすため、設計自由度が低下する等の不都合が生じる可能性もある。また、短尺燃料棒の数が増加するとＭＯＸ燃料装荷量が低減するという不都合が生じる可能性もある。
【００２０】
このような事情に基づき、既存のあるいは既に提唱されたウラン燃料集合体及びＭＯＸ燃料集合体の設計では短尺燃料棒を使用しないものもある。そのため、設計の自由度を確保し汎用性を増すためにも、短尺燃料棒を使用する使用しないに関係なく、他の手段で、制御棒価値の低下による炉停止余裕の低下を防止することが望まれている。
【００２１】
以上のような背景を鑑みると、上記特開平７−３０１６８８号公報記載のＭＯＸ燃料集合体では、炉停止余裕の改善について考慮はされているものの、制御棒に隣接して配置される可燃性毒物の濃度や、可燃性毒物入り燃料棒の本数が制御棒価値へ与える影響について配慮されていない。すなわち、正方格子状配列最外周に配置される可燃性毒物入り燃料棒のうち制御棒挿入側とその反対側とで可燃性毒物に濃度差を設けたり、正方格子状配列最外周に配置される可燃性毒物入り燃料棒のうち制御棒挿入側に配置されるものの本数を所定値以下に抑制したりすることにより、制御棒価値の低下そのものを抑制するという観点が欠けており、この意味において改善の余地があった。
【００２２】
本発明の目的は、高燃焼度化を図ったＭＯＸ燃料集合体において、短尺燃料棒を使用する使用しないに関係なく制御棒価値の低下を抑制して炉停止余裕の低下を防止しつつ、可燃性毒物の反応度価値を向上できる構成を提供することにある。
【００２３】
【課題を解決するための手段】
（１）上記目的を達成するために、本発明は、少なくとも、プルトニウム酸化物及びウラン酸化物を充填した複数のＭＯＸ燃料棒と、ウラン酸化物を充填し可燃性毒物を含有した複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒と、少なくとも１本の水ロッドとを正方格子状に配列したＭＯＸ燃料集合体において、前記複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒は、前記正方格子状配列の最外周部分に配置された複数の第１毒物燃料棒と、前記水ロッドに隣接する格子位置に配置された少なくとも１つの第２毒物燃料棒とを含み、かつ、前記第１毒物燃料棒の可燃性毒物濃度は、第２毒物燃料棒可燃性毒物濃度よりも小さくなっている。
【００２４】
熱中性子束が高い領域であるギャップ水に隣接する正方格子状配列の最外周部分及び水ロッドに隣接する位置に、第１及び第２毒物燃料棒を配置することにより、可燃性毒物の反応度価値を高めることができる。このとき、正方格子状配列の最外周部分に配置される第１毒物燃料棒のうち制御棒が挿入される側にあるものは制御棒価値を低下させるような作用を及ぼす。
【００２５】
そこで本発明においては、第１毒物燃料棒の可燃性毒物濃度を相対的に低くすることで、短尺燃料棒の有無に関係なく制御棒価値の低下を抑制し、これによって炉停止余裕の低下を防止する一方、水ロッドに隣接する第２毒物燃料棒の可燃性毒物濃度を相対的に高くすることにより、燃料集合体全体としての運転期間を通じた余剰反応度抑制機能を確保することができる。
（２）上記（１）において、好ましくは、任意の燃料集合体横断面で前記正方格子状配列をそれぞれ１本の燃料棒が入る正方形のセルに分割したとき、前記複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒をそれぞれ含む複数のセルのうち５０％以上のセルは、前記ＭＯＸ燃料棒又は前記可燃性毒物入りウラン燃料棒を含むセルに隣接しない２辺を備えている。
すなわち、可燃性毒物入りウラン燃料棒の５０％以上を、セルの２辺が中性子の強吸収体であるＭＯＸ燃料棒や可燃性毒物入りウラン燃料棒のセルに隣接しないようにすることにより、それらの中性子吸収作用による干渉を受けないようにすることができるので、さらに可燃性毒物の反応度価値を向上できる。
（３）上記（１）において、また好ましくは、前記第１毒物燃料棒は、前記正方格子状配列の４隅又はその隣接位置に配置されている。
熱中性子束が最も高い正方格子状配列の４隅及びその隣接位置に第１毒物燃料棒を配置することにより、可燃性毒物の反応度価値を最も高めることができる。また、通常、局所出力ピーキングを抑制するために４隅位置近傍の核分裂物質の濃度（すなわちＭＯＸ燃料ではプルトニウム富化度）は他の位置よりも低くする必要があり、この位置のみのために１種類又は２種類の低濃度（低富化度）の燃料ペレットを配置する場合が多い。本発明においては、その４隅又はその隣接位置にＭＯＸ燃料棒でなく第１毒物燃料棒を設けることにより、その置き換えた分の燃料ペレット種類が不要となるので、ＭＯＸ燃料ペレット種類数を低減でき、製造コストを低減できる。
【００２６】
（４）上記目的を達成するために、本発明は、少なくとも、プルトニウム酸化物及びウラン酸化物を充填した複数のＭＯＸ燃料棒と、ウラン酸化物を充填し可燃性毒物を含有した複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒と、少なくとも１本の水ロッドとを正方格子状に配列したＭＯＸ燃料集合体において、前記複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒は、前記正方格子状配列の最外周部分に配置された複数の第１毒物燃料棒と、前記水ロッドに隣接する格子位置に配置された少なくとも１つの第２毒物燃料棒とを含み、かつ、燃料集合体内部を、前記正方格子状配列の４隅のうち前記制御棒の翼端近傍に位置する２隅の２本の燃料棒を通る直線で制御棒側領域と反制御棒側領域とに２等分したとき、前記第１毒物燃料棒のうち前記制御棒側領域に属する部分の合計は２本以下であり、前記第１毒物燃料棒のうち前記制御棒側に対向するものの可燃性毒物濃度は、それ以外の前記可燃性毒物入りウラン燃料棒の平均可燃性毒物濃度よりも小さくなっており、任意の燃料集合体横断面で前記正方格子状配列をそれぞれ１本の燃料棒が入る正方形のセルに分割したとき、前記複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒をそれぞれ含む複数のセルのうち５０％以上のセルは、前記ＭＯＸ燃料棒又は前記可燃性毒物入りウラン燃料棒を含むセルに隣接しない２辺を備えている。
【００２７】
熱中性子束が高い領域であるギャップ水に隣接する正方格子状配列の最外周部分及び水ロッドに隣接する位置に、第１及び第２毒物燃料棒を配置することにより、可燃性毒物の反応度価値を高めることができる。このとき、正方格子状配列の最外周部分に配置される第１毒物燃料棒のうち制御棒が挿入される側にあるものは制御棒価値を低下させるような作用を及ぼす。
【００２８】
そこで本発明においては、この第１毒物燃料棒のうち制御棒側領域に属する部分の合計を２本以下に制限しかつ制御棒に対向するものの可燃性毒物濃度を相対的に低くすることで、短尺燃料棒の有無に関係なく制御棒価値の低下を抑制し、これによって炉停止余裕の低下を防止する一方、それ以外の可燃性毒物燃料棒（例えば第１毒物燃料棒のうち制御棒に対向しないもの及び第２毒物燃料棒）の可燃性毒物濃度を相対的に高くすることにより、燃料集合体全体としての運転期間を通じた余剰反応度抑制機能を確保することができる。
【００３０】
また、可燃性毒物入りウラン燃料棒の５０％以上を、セルの２辺が中性子の強吸収体であるＭＯＸ燃料棒や可燃性毒物入りウラン燃料棒のセルに隣接しないようにすることにより、それらの中性子吸収作用による干渉を受けないようにすることができるので、さらに可燃性毒物の反応度価値を向上できる。
【００３１】
（５）また、上記目的を達成するために、本発明は、少なくとも、プルトニウム酸化物及びウラン酸化物を充填した複数のＭＯＸ燃料棒と、ウラン酸化物を充填し可燃性毒物を含有した複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒と、少なくとも１本の水ロッドとを正方格子状に配列したＭＯＸ燃料集合体において、前記複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒は、前記正方格子状配列の最外周部分に配置された複数の第１毒物燃料棒と、前記水ロッドに隣接する格子位置に配置された少なくとも１つの第２毒物燃料棒とを含み、かつ、燃料集合体内部を、前記正方格子状配列の４隅のうち前記制御棒の翼端近傍に位置する２隅の２本の燃料棒を通る直線で制御棒側領域と反制御棒側領域とに２等分したとき、前記第１毒物燃料棒のうち前記制御棒側領域に属する部分の合計は２本以下であり、前記第１毒物燃料棒のうち前記制御棒側に対向するものの可燃性毒物濃度は、それ以外の前記可燃性毒物入りウラン燃料棒の平均可燃性毒物濃度よりも小さくなっており、前記第１毒物燃料棒は、前記正方格子状配列の４隅又はその隣接位置に配置されている。
【００３２】
このように第１毒物燃料棒のうち制御棒側領域に属する部分の合計を２本以下に制限しかつ制御棒に対向するものの可燃性毒物濃度を相対的に低くすることで、上述したように短尺燃料棒の有無に関係なく制御棒価値の低下を抑制し、炉停止余裕の低下を防止する一方、それ以外の可燃性毒物燃料棒（例えば第１毒物燃料棒のうち制御棒に対向しないもの及び第２毒物燃料棒）の可燃性毒物濃度を相対的に高くし、燃料集合体全体としての運転期間を通じた余剰反応度抑制機能を確保することができる。
また、熱中性子束が最も高い正方格子状配列の４隅及びその隣接位置に第１毒物燃料棒を配置することにより、可燃性毒物の反応度価値を最も高めることができる。また、通常、局所出力ピーキングを抑制するために４隅位置近傍の核分裂物質の濃度（すなわちＭＯＸ燃料ではプルトニウム富化度）は他の位置よりも低くする必要があり、この位置のみのために１種類又は２種類の低濃度（低富化度）の燃料ペレットを配置する場合が多い。本発明においては、その４隅又はその隣接位置にＭＯＸ燃料棒でなく第１毒物燃料棒を設けることにより、その置き換えた分の燃料ペレット種類が不要となるので、ＭＯＸ燃料ペレット種類数を低減でき、製造コストを低減できる。
【００３３】
（６）上記（３）又は（５）において、さらに好ましくは、前記第１毒物燃料棒のうち、前記正方格子状配列の最外周部分の形成する４辺の制御棒側２辺中の格子位置にあるものは、前記正方格子状配列の４隅のいずれかに配置されている。
【００３４】
（７）上記（６）において、さらに好ましくは、前記正方格子状配列の４隅のうち反制御棒側の１隅に配置され、ウラン酸化物を充填し可燃性毒物を含有しないウラン燃料棒をさらに有し、かつ、このウラン燃料棒の隣接位置に、前記第１毒物燃料棒を配置する。
【００３５】
上記（３）で説明したように、通常、局所出力ピーキングを抑制するために４隅位置近傍の核分裂物質の濃度は他の位置よりも低くするものであり、上記（３）においては４隅又はその隣接位置にＭＯＸ燃料棒でなく第１毒物燃料棒を設ける。しかし、反制御棒側の１隅位置は炉内計装管が近接配置される場合があり、このような場合にはこの位置に中性子の強吸収体である可燃性毒物入りウラン燃料棒を配置すると、炉内計装管の計測に影響を及ぼし、その計測精度が低下する可能性がある。そこで、本発明においては、この１隅でなくその隣接位置に第１毒物燃料棒を配置することにより、上記炉内計装管の計測精度低下を防止することができる。そしてこのとき、当該１隅位置には新たに可燃性毒物なしのウラン燃料棒を配置することにより、局所出力ピーキングを低減すると共に、隣接する第１毒物燃料棒の反応度価値を損なわないようにすることができる。
【００３６】
（８）上記（３）又は（５）において、また好ましくは、前記第２毒物燃料棒のウラン濃縮度は、前記第１毒物燃料棒のウラン濃縮度よりも低くなっている。
【００３７】
正方格子状配列の４隅又はその隣接位置に、通常の低富化度ＭＯＸ燃料棒に代わって第１毒物燃料棒を配置する場合、可燃性毒物入りウラン燃料棒とＭＯＸ燃料棒との出力差に基づき、局所出力ピーキング低減のために、第１毒物燃料棒のウラン濃縮度はある程度大きめにせざるを得ない。しかしながら、本来、ＭＯＸ燃料集合体では、燃料経済性向上のため、できるだけウラン燃料を低減しＭＯＸ燃料の装荷量を増加することが望ましい。そこで、本発明においては、第２毒物燃料棒のウラン濃縮度を第１毒物燃料棒よりも（例えば局所出力ピーキングが許す範囲で）低くすることにより、ウラン燃料の装荷量を低減することができる。
【００３８】
（９）上記（１）又は（４）又は（５）において、また好ましくは、前記複数のＭＯＸ燃料棒は、プルトニウム富化度が２種類以下となっている。
【００３９】
（１０）また、上記目的を達成するために、本発明による炉心は、上記（１）又は上記（４）又は（５）のＭＯＸ燃料集合体と、ウラン酸化物を充填した複数のウラン燃料棒を備えたウラン燃料集合体とを混在させて装荷する。
【００４０】
（１１）上記（１０）において、好ましくは、前記ＭＯＸ燃料集合体の平均取出燃焼度が前記ウラン燃料集合体の平均取出燃焼度より高い。
【００４１】
（１２）さらに、上記目的を達成するために、本発明による原子炉の運転方法は、上記（１０）の炉心に対し、所定の運転サイクルが経過するごとに、前記ＭＯＸ燃料集合体又は前記ウラン燃料集合体のうち少なくとも１つを取り外し、該取り外された燃料集合体の個数と同数の、前記ＭＯＸ燃料集合体又は前記ウラン燃料集合体を新たに装荷することにより、燃料集合体の取り替えを行う原子炉の運転方法において、前記ＭＯＸ燃料集合体の炉内滞在運転サイクル数が前記ウラン燃料集合体の炉内滞在運転サイクル数よりも長くなるように、前記の取り替えを行う。
【００４２】
一般に、ウラン燃料集合体にくらべて中性子スペクトルの硬いＭＯＸ燃料集合体は、燃焼に対する無限増倍率の傾きが緩やかであり、燃焼が進んでもウラン燃料集合体よりも高い反応度を有する。このため、燃焼が進み滞在運転サイクル数の多い燃料集合体どうしを比較した場合でも、ウラン燃料集合体よりＭＯＸ燃料集合体のほうが高い反応度を維持している。
【００４３】
そこで、本発明においては、上記の性質を利用し、滞在運転サイクル数の多い燃料集合体中でみてＭＯＸ燃料集合体１の占める割合を増加させることにより、ＭＯＸ燃料集合体とウラン燃料集合体の平均炉内滞在運転サイクル数を同じとした従来の炉心に比べ、滞在運転サイクル数の少ない（若い）ウラン燃料集合体数が相対的に増加し、滞在運転サイクル数の多い燃料集合体中でみるとウラン燃料集合体より反応度の高いＭＯＸ燃料集合体の占める割合が増加するので、従来の炉心よりも高い反応度を得ることができる。また逆に、従来と同程度の炉心を構成する場合には、ウラン燃料集合体の濃縮度を低減できる。
【００４４】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施形態を図面を参照しつつ説明する。
【００４５】
本発明の第１の実施形態を図１〜図６により説明する。
【００４６】
本実施形態によるＭＯＸ燃料集合体の全体構造を表す一部破断斜視図を図２に、図２中Ｉ−Ｉ断面による横断面図を図１（ａ）に、各種燃料棒の軸方向プルトニウム富化度・ウラン濃縮度分布を表す説明図を図１（ｂ）に示す。なお、本願明細書においては、ｍ行ｍ列の格子位置に対する「隣接」位置とは、ｍ±１行ｍ列、ｍ行ｍ±１列の２通りを含む。
【００４７】
これら図１（ａ）、図１（ｂ）、及び図２において、本実施形態による燃料集合体１は、核分裂性物質を焼結した燃料ペレットを封入した多数の燃料棒２と、燃料集合体中央部の中性子スペクトルを改善する中性子減速棒として設けられ、冷却材流路を形成する中空管である水ロッド３（図１（ａ）参照）と、燃料棒２及び水ロッド３を軸方向複数箇所で適切な間隔に保持するスペーサ（図示せず）と、これら燃料バンドルを上端及び下端でそれぞれ保持する上部タイプレート５および下部タイプレート６とを備えており、それらのまわりを四角筒型のチャンネルボックス７で取り囲んでいる。
【００４８】
水ロッド３は、燃料集合体径方向の熱中性子束平坦化を目的に燃料集合体中央部の７本の燃料棒２を置き換えるように配置されており、燃料物質を充填せず、内部を沸騰しない冷却水が通過するようになっている。
【００４９】
チャンネルボックス７は、上部タイプレート５にチャンネルファスナー（図示せず）を介して取り付けられており、これに隣接するように横断面十字型の制御棒８（図１（ａ）参照）が挿入されるようになっている。
【００５０】
燃料棒２は、全部で７４本が９行９列の正方格子状に配列されており、後述のように例えば取り出し平均燃焼度４０ＧＷｄ／ｔ以上といった高燃焼度化を図る場合に対応可能な配置となっている。各燃料棒２は、特に詳細を図示しないが、上部端栓及び下部端栓により両端を密封された被覆管内に多数の燃料ペレット（プルトニウム酸化物及びウラン酸化物、もしくはウラン酸化物）を充填し、被覆管内のガスプレナム領域に配置されたスプリングでそれら燃料ペレットを上下に押圧した構造となっている。また各燃料棒２は、ペレットの種類や燃料有効長（燃料ペレットが充填されている長さ）が互いに異なる６種類が配置されており、それぞれ燃料棒記号１，２，３，Ｐ，Ｇ1，Ｇ2で表す。
【００５１】
燃料棒記号１，２，Ｐの燃料棒２は、ペレットとして、プルトニウム酸化物及びウラン酸化物からなるＭＯＸ燃料ペレットを充填するＭＯＸ燃料棒である。このＭＯＸ燃料ペレットは、燃料物質であるＰｕＯ2及び燃料母材であるＵＯ2にて構成され、核分裂物質である２３９−Ｐｕ、２４１−Ｐｕ、及び２３５−Ｕを含んでいる。
【００５２】
このとき燃料棒記号１，２の燃料棒２のプルトニウム富化度は、図１（ｂ）に示すように、燃料有効長の全域において軸方向に一様に、それぞれｐ1［ｗｔ％］，ｐ2［ｗｔ％］（但しｐ2＞ｐ1）となっている。
【００５３】
また、燃料棒記号Ｐの燃料棒２は、燃料有効長が他のものよりも短い（例えば約半分の）短尺燃料棒（部分長燃料棒ともいう）となっており、プルトニウム富化度は、その燃料有効長の全域において軸方向に一様に前記のｐ1［ｗｔ％］となっている。この配置により、燃料集合体１の軸方向下部領域に比べて気泡が多い上部領域の減速材（軽水）の流量増加を図っている。
【００５４】
燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2の燃料棒２は、ペレットとして、濃縮ウラン酸化物に可燃性毒物としてのガドリニアを添加したガドリニア入りウラン燃料ペレットを充填するガドリニア入りウラン燃料棒である。このガドリニア入りウラン燃料ペレットは、燃料物質であるＵＯ2及びこれに含有した可燃性毒物であるガドリニアにて構成され、核分裂物質である２３５−Ｕを含んでいる。このときこれら燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2の燃料棒２のウラン濃縮度は、図１（ｂ）に示すように、燃料有効長の全域において軸方向に一様に、それぞれｅ2［ｗｔ％］，ｅ1［ｗｔ％］（但しｅ2＞ｅ1）となっている。またガドリニア濃度は、それぞれｇ1［ｗｔ％］，ｇ2ｗｔ％］（但しｇ2＞ｇ1）となっている。
【００５５】
燃料棒記号３の燃料棒２は、ペレットとして、濃縮ウラン酸化物からなるウラン燃料ペレットを充填するウラン燃料棒である。このウラン燃料ペレットは、燃料物質であるＵＯ2にて構成され、核分裂物質である２３５−Ｕを含んでいる。このときこの燃料棒記号３の燃料棒２のウラン濃縮度は、図１（ｂ）に示すように、燃料有効長の全域において軸方向に一様に上記ｅ1［ｗｔ％］となっている。
【００５６】
このような燃料棒２は、図１（ｂ）に示すように、燃料棒記号１が５０本、燃料棒記号２が６本、燃料棒記号３が１本、燃料棒記号Ｐが８本、燃料棒記号Ｇ1が５本、燃料棒記号Ｇ2が４本、それぞれ図１（ａ）に示すように配置されている。
【００５７】
すなわち、ガドリニア入りウラン燃料棒である燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2の燃料棒２のうちウラン濃縮度及びガドリニア濃度が低い燃料棒記号Ｇ1の燃料棒２は、正方格子状配列の最外周部分の形成する４辺中に５本が配置されている。詳細には、前記４辺のうち制御棒８側の２辺中にある格子位置に３本が３隅位置（正方格子状配列の４隅のうち反制御棒側の１隅を除く位置）にそれぞれ１本ずつ配置されており、残りの２本は、正方格子状配列の４隅のうち反制御棒側の１隅に隣接する位置に２本が配置されている。また、ウラン濃縮度及びガドリニア濃度が高い燃料棒記号Ｇ2の燃料棒２は、正方格子状配列の最外周から３層目の部分が形成する４辺のうち、水ロッド３に隣接する各辺中点の格子位置にそれぞれ１本ずつ合計４本が配置されている。
【００５８】
また、短尺ＭＯＸ燃料棒である燃料棒記号Ｐの燃料棒２は、正方格子状配列の最外周から２層目の部分が形成する４辺の各辺中点の格子位置と４隅位置にそれぞれ１本ずつ合計８本が配置されている。
【００５９】
さらに、（ガドリニアを含まない）ウラン燃料棒である燃料棒記号３の燃料棒２は、上記した正方格子状配列の４隅のうち反制御棒側の１隅に１本が配置されている。
【００６０】
そして、上記以外の格子位置には、燃料有効長が通常長さのＭＯＸ燃料棒である燃料棒記号１，２の燃料棒２が配置されている。すなわち、それら燃料棒記号１，２の燃料棒２のうち、プルトニウム富化度が低い燃料棒記号２の燃料棒２が、最も熱中性子束が高い４隅のうち反制御棒側の１隅を除く３隅位置に隣接する位置にそれぞれ合計６本が配置され、これによって燃焼初期の局所出力ピーキングを抑えるようになっている。
また、以上説明した以外の格子位置は、すべてプルトニウム富化度が高い燃料棒記号１の燃料棒２が配置されている。
【００６１】
上記のように配置した燃料棒２において、さらに本実施形態においては、燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2の燃料棒２のガドリニア濃度ｇ1，ｇ2について、以下のような条件を満足するようにしている。
【００６２】
すなわち、図３に示す（但しチャンネルボックス７は図示省略）ように、燃料集合体１内部を、正方格子状配列の４隅のうち制御棒８翼端近傍に位置する２隅の２本の燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1、図１（ａ）参照）を通る直線ａ−ａ′で、制御棒側の領域Ａと反制御棒側の領域Ｂとに２等分したとき、正方格子状配列の最外周部分に位置する燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）のうち、制御棒側領域Ａに属する部分の合計を２本以下（この実施形態では２本）としている。ここで、直線ａ−ａ′の真下に存在する燃料棒（最外周部分に位置する燃料棒記号Ｇ 1 の燃料棒２）は１／２本が制御棒側の領域Ａ、１／２本が反制御棒側の領域にＢあるとカウントする。さらにこのとき、前記燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）のうち制御棒８に対向するもののガドリニア濃度（この実施形態ではｇ1となる）は、それ以外のガドリニア入り燃料棒（すなわち燃料棒記号Ｇ1の燃料棒２のうち制御棒８に対向しない２本と４本の燃料棒記号Ｇ2の燃料棒２）の平均可燃性毒物濃度（この実施形態では(２ｇ1＋４ｇ2)／６となる）よりも小さくなっている。
また、図３に示すように、任意の水平横断面で燃料集合体１をそれぞれに１本の燃料棒２が入るような正方形のセル４で分割したとき、ガドリニア入りウラン燃料棒をそれぞれ含む複数のセルのうち５０％以上のセルは、ＭＯＸ燃料棒又はガドリニア入りウラン燃料棒を含むセルに隣接しない２辺を備えているように配置されている。すなわちこの実施形態では、セル４は、燃料棒番号１，２，３，Ｐ，Ｇ1，Ｇ2の燃料棒２をそれぞれ含むセル４−１，４−２，４−３，４−Ｐ，４−Ｇ1，４−Ｇ2から構成される。このとき、ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2）をそれぞれ含む５個のセル４−Ｇ1及び４個のセル４−Ｇ2のうち、５５．５％に相当する５個のセル４−Ｇ1は、ＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号１，２，Ｐ）を含むセル４−１，４−２，４−Ｐ又はガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2）を含むセル４−Ｇ1，４−Ｇ2に隣接しない２辺を備えている。具体的には、正方格子状配列の４隅中３隅に位置する３つのセル４−Ｇ1は、２辺がセル４−２に隣接しているが残りの２辺はギャップ水領域に隣接しており、正方格子状配列の４隅中反制御棒側の１隅の隣接位置にある２つのセル４−Ｇ1は、１辺がセル４−１に隣接し他の１辺がセル４−Ｐに隣接しているものの、さらに他の１辺は４隅にあるウラン燃料棒２（燃料棒記号３）を含むセル４−３に隣接するとともに残りの１辺はギャップ水領域に隣接している。
【００６３】
なお、上記構成において、燃料棒記号Ｇ1の燃料棒２が、正方格子状配列の最外周部分に配置された複数の第１毒物燃料棒を構成し、燃料棒記号Ｇ2の燃料棒２が、水ロッドに隣接する格子位置に配置された少なくとも１つの第２毒物燃料棒を構成する。
【００６４】
次に、以上のように構成した本実施形態の効果を順次説明する。
【００６５】
（１）ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2）の配置及び濃度設定による第１の効果（制御棒価値低下抑制、可燃性毒物反応度価値向上）
本実施形態においては、熱中性子束が高い領域であるギャップ水に隣接する正方格子状配列の最外周部分及び水ロッド３に隣接する位置に、ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2）を配置することにより、ガドリニアの反応度価値を高めることができる。但しこのとき、正方格子状配列の最外周部分に配置されるガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）のうち制御棒８が挿入される側にあるものは制御棒価値を低下させるような作用を及ぼす。
【００６６】
しかしながら、本実施形態においては、このガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）のガドリニア濃度ｇ1は水ロッド３に隣接するガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ2）のガドリニア濃度ｇ2より低くなっている。これにより、ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）のガドリニア濃度ｇ1が相対的に低いことで、短尺燃料棒２（燃料棒記号Ｐ）の有無に関係なく（すなわちこの燃料棒が仮になかったとしても）制御棒価値の低下を抑制することができるので、炉停止余裕の低下を防止することができる。そしてこのとき、水ロッド３に隣接するガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ2）のガドリニア濃度ｇ2を相対的に高くすることにより、燃料集合体全体としての運転期間を通じた余剰反応度抑制機能を確保することができる。このことを図４を用いてさらに詳細に説明する。
【００６７】
図４は、本実施形態による燃料集合体１の中性子無限増倍率の燃焼変化を比較例とともに示したものであり、横軸には燃焼度をとって表している。図４中曲線Ａが本実施形態による燃料集合体１、曲線Ｂが比較例による燃料集合体を示している。この比較例は、本実施形態による燃料集合体１において、ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2）のガドリニア濃度ｇ1，ｇ2を等しくした場合であり、その他の点は同一構造である。
【００６８】
この比較例においては、中性子スペクトルの柔らかい（熱中性子束の高い）正方格子状配列の最外周（詳細には４隅）に配置したガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）のガドリニア濃度ｇ1を、制御棒挿入側での制御棒価値を損なわない程度に低く抑えると、これに応じて水ロッド３に隣接するガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ2）のガドリニア濃度ｇ2も低く抑えられるため、図４中曲線Ｂに示すように、ガドリニアによって制御される反応度が少なくなり、十分に余剰反応度を抑制できなくなる。
【００６９】
これに対して、本実施形態においては、上記のようにガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）のガドリニア濃度ｇ1とガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ2）のガドリニア濃度ｇ2との間で差を設け、ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）のガドリニア濃度ｇ1を制御棒挿入側での制御棒価値を損なわない程度に低く抑えつつ、水ロッド３に隣接するガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ2）のガドリニア濃度ｇ2をある程度高くする。これにより、燃焼初期の大きな余剰反応度を主として反応度価値の高い燃料集合体１最外周のガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）で抑えつつ、ガドリニア濃度の濃い水ロッド３隣接のガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ2）により、運転期間のほぼ末期にあたる燃焼度（例えば１０GWd/t）まで反応度を抑制でき、すなわち従来構造なみの余剰反応度抑制機能を確保することができる。
【００７０】
なお、本願発明者等は、正方格子状配列のうち制御棒側領域Ａにおけるガドリニア入りウラン燃料棒の本数が制御棒価値に与える影響にも着目し、これについても数値解析による検討を行った。その結果、正方格子状配列最外周部分のうち制御棒８に対向する位置に配置するガドリニア入りウラン燃料棒の本数を０本から増加させるほどいわゆる冷温時の制御棒価値がそれに応じて低下し、その本数が２本になると制御棒価値が約１０％減少することを知見した。したがって、本願発明者等は、この値を許容限界と判断し、制御棒８の反応度制御価値を大きく損なわないためには、正方格子状配列のうち制御棒側領域Ａにおけるガドリニア入りウラン燃料棒の本数を２本以下にすればよいことがわかった。
【００７１】
本実施形態では、上記検討に応じ、前述のように正方格子状配列の最外周部分に配置されるガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）のうち制御棒側領域Ａに属する部分の合計を２本以下に制限し、かつ制御棒８に対向するもののガドリニア濃度をそれ以外のガドリニア入りウラン燃料棒２（すなわち燃料棒記号Ｇ1のガドリニア入りウラン燃料棒２のうち制御棒８に対向しない２本及び４本の燃料棒記号Ｇ2のガドリニア入りウラン燃料棒２）のガドリニア濃度よりも相対的に低くしている。したがって、これによっても上記同様、短尺燃料棒の有無に関係なく制御棒価値の低下を抑制するとともに、燃料集合体全体としての運転期間を通じた余剰反応度抑制機能を確保できるという効果を得ている。
【００７２】
（２）ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2）の配置及び濃度設定による第２の効果（可燃性毒物反応度価値のさらなる向上）
本実施形態においてはまた、前述のようにガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2）の５０％以上を、そのセル４の２辺が、中性子の強吸収体であるＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号１，２，Ｐ）のセル４−１，４−２，４−Ｐやガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2）のセル４−Ｇ1，４−Ｇ2に隣接しないようにしている。これにより、それらの中性子吸収作用による干渉を受けないようにすることができるので、さらにガドリニアの反応度価値を向上できる。
【００７３】
（３）燃料ペレット種類数低減
本実施形態においては、熱中性子束が最も高い正方格子状配列の４隅及びその隣接位置にガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）を配置することにより、ガドリニアの反応度価値を最も高めることができる。したがって、少ない本数のガドリニア入りウラン燃料棒でガドリニアによる反応度制御効果が得られる。
【００７４】
また、通常、局所出力ピーキングを抑制するために４隅位置近傍の核分裂物質の濃度（すなわちＭＯＸ燃料ではプルトニウム富化度）は他の位置よりも低くする必要があり、この位置のみのために１種類又は２種類の低濃度（低富化度）の燃料ペレットを配置する場合が多い。しかしながら、本実施形態においては、その４隅又はその隣接位置にＭＯＸ燃料棒でなくガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）を設けることにより、上記の低富化度ＭＯＸ燃料棒を配置しなくても局所出力ピーキングを抑制できる。これを図５に示す。
【００７５】
図５は、本実施形態の燃料集合体１の局所出力ピーキング係数の燃焼変化を示したものである。一般に、プルトニウムは中性子吸収断面積が大きいことから、燃料棒の配置によっては正方格子状配列中心側のＭＯＸ燃料棒が他のＭＯＸ燃料棒により熱中性子束から遮蔽されて燃焼が遅れ、燃焼が進んだ後で局所出力ピーキングを出す場合がある。このため、燃焼が進んだＭＯＸ燃料集合体の線出力密度はウラン燃料集合体の場合より高くなりやすく、燃料健全性の観点から高燃焼度化が難しくなることがある。また、一般に、燃料棒においては、燃焼に伴って核分裂生成物の蓄積による燃料のスエリングや核分裂生成ガスの放出が起こり、かつ燃料被覆管の健全性保持能力も徐々に低下することから、燃焼の進んだ燃料においては、局所出力ピーキング係数は、新しい燃料よりも低い値でなければならない。
【００７６】
本実施形態の燃料集合体１では、図５に示すように、燃料棒出力の高い燃焼初期における局所出力ピーキングが１.４以下に低く抑えられ、かつ、局所出力ピーキング係数が燃焼に伴って低くなり、燃焼末期の局所出力ピーキングも従来構造と同程度に低く抑えられている。したがって、燃料を高燃焼度化した場合にも、燃料棒の健全性を十分に保持できることがわかる。
【００７７】
以上のように、本実施形態の燃料集合体１では、前述した従来構造における低富化度ＭＯＸ燃料棒を配置しなくても局所出力ピーキングを抑制できるので、その置き換えた分のＭＯＸ燃料ペレット種類が不要となる。したがって、ＭＯＸ燃料ペレット種類数を低減でき、富化度ｐ1，ｐ2の２種類のＭＯＸ燃料ペレットとすることができる。これにより、燃料棒の製造コストを低減できる。
【００７８】
（４）炉内計装管の計測精度確保
上述したように、通常、局所出力ピーキングを抑制するために正方格子状配列４隅位置近傍の核分裂物質の濃度は他の位置よりも低くするものであるが、それら４隅のうち反制御棒側の１隅位置は炉内計装管が近接配置される場合があり、このような場合にはこの位置に中性子の強吸収体である可燃性毒物入りウラン燃料棒を配置すると、炉内計装管の計測に影響を及ぼし、その計測精度が低下する可能性がある。そこで、本実施形態においては、正方格子状配列の４隅のうち制御棒８に対向する３隅にＭＯＸ燃料棒でなくガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）を設けるとともに、制御棒８に対向しない残りの１隅に関しては、その１隅でなくその隣接位置にガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）を配置する。これにより、上記炉内計装管の計測精度低下を防止することができる。そしてこのとき、当該１隅位置には可燃性毒物なしのウラン燃料棒２（燃料棒記号３）を配置することにより、局所出力ピーキングを低減すると共に、隣接するガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）の反応度価値を損なわないようにすることができる。
【００７９】
（５）その他の効果
本実施形態の燃料集合体１においては、前述のように、正方格子状配列の４隅又はその隣接位置に、通常の低富化度ＭＯＸ燃料棒に代わってガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）を配置するが、この場合、ＭＯＸ燃料棒との出力差を低減し局所出力ピーキングを低減するために、そのガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）のウラン濃縮度ｅ2はある程度大きめにせざるを得ない。
【００８０】
しかしながら、本来、ＭＯＸ燃料集合体では、燃料経済性向上のため、できるだけウラン燃料を低減しＭＯＸ燃料の装荷量を増加することが望ましい。そこで、本実施形態の燃料集合体１においては、水ロッド３に隣接するガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ2）のウラン濃縮度ｅ1をガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）のウラン濃縮度ｅ2よりも例えば局所出力ピーキングが許す範囲で低くする。これにより、ウラン燃料の装荷量を低減することができる。
【００８１】
なお、上記実施形態においては、各種燃料棒の軸方向プルトニウム富化度・ウラン濃縮度分布を図１（ｂ）に示したように設定したが、これに限られるものではない。すなわち例えば、図６に示すように、ウラン燃料棒２（燃料棒記号３）及びガドリニア入りウラン燃料棒２（Ｇ1，Ｇ2）の燃料有効長の軸方向上下端部に天然ウランブランケット領域２ａを設けてもよい。この場合、この天然ウランブランケットの設置により、燃料集合体当たりの所要天然ウラン量を低減できるので、より経済性を向上できるという効果がある。
【００８２】
本発明の第２の実施形態を図７により説明する。
【００８３】
図７は、本実施形態による燃料集合体の横断面図であり、上記第１の実施形態の図１（ａ）に相当する図である。上記第１の実施形態と同等の部分には同一の符号を付し、説明を省略する。
【００８４】
本実施形態による燃料集合体は、基本的な構造は図３に示した上記第１の実施形態の燃料集合体１と同様であり、燃料棒の配置が若干異なっているのみである。
【００８５】
すなわち、図７において、本実施形態が図１（ａ）に示した第１の実施形態と異なる点は、最外周部分から２層目の４隅及び各辺中点に合計８本配置されていた短尺燃料棒２（燃料棒記号Ｐ）を、最外周部分の各辺中点に４本、最外周部分から４層目の水ロッド最近接位置に２本配置したとである。
【００８６】
そして、これらにより、短尺燃料棒２（燃料棒記号Ｐ）の本数が第１の実施形態よりも２本減少して６本となり、ＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号１）の本数が第１の実施形態より２本増加して５２本となっている。
【００８７】
なお、本実施形態においても、上記のように配置した燃料棒２において、図７より明らかなように、燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2の燃料棒２のガドリニア濃度ｇ1，ｇ2について、上記第１の実施形態と同様の条件を満足しており、正方格子状配列の最外周部分に位置する燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）のうち、制御棒側領域Ａに属する部分の合計が２本以下（この実施形態でも２本）であり、前記燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）のうち制御棒８に対向するもののガドリニア濃度ｇ1は、それ以外のガドリニア入り燃料棒（すなわち燃料棒記号Ｇ1の燃料棒２のうち反制御棒側領域Ｂに属する２本と４本の燃料棒記号Ｇ2の燃料棒２）の平均可燃性毒物濃度２ｇ1＋４ｇ2／６よりも小さくなっている。
【００８８】
また、特に詳細な説明を省略するが、第１の実施形態と同様、ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2）をそれぞれ含む９個のセルのうち、５０％以上である５個のセルがＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号１，２，Ｐ）を含むセル又はガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2）を含むセルに隣接しない２辺を備えている。
【００８９】
本実施形態によっても、第１の実施形態と同様の効果を得る。
【００９０】
また、短尺燃料棒２（燃料棒記号Ｐ）の本数が第１の実施形態よりも２本減少していることにより、燃料装荷量を増やすことができる。
【００９１】
さらに、短尺燃料棒２（燃料棒記号Ｐ）は、ギャップ水および水ロッド３に隣接した位置に配置されることにより、燃料集合体上部断面における運転時と冷温時の反応度差が低減されるので、上記第１の実施形態に比べて炉停止余裕がさらに改善され、より高燃焼度化に対応しやすい構成となる。
【００９２】
本発明の第３の実施形態を図８により説明する。
【００９３】
図８は、本実施形態による燃料集合体の横断面図であり、上記第１の実施形態の図１（ａ）に相当する図である。上記第１及び第２の実施形態と同等の部分には同一の符号を付し、説明を省略する。
【００９４】
本実施形態による燃料集合体は、基本的な構造は図３に示した上記第１の実施形態の燃料集合体１と同様であり、水ロッドの形状及びこれに伴う燃料棒の配置が若干異なっているのみである。
【００９５】
すなわち、図８において、本実施形態が図１（ａ）に示した第１の実施形態と異なる点は、横断面円形の水ロッド３に代わり、燃料集合体中央部の９本の燃料棒２を置き換えるように配置された横断面正方形の太径の角形水ロッド（ウォータチャンネルともいう）を設けたこと、これに伴って正方格子状配列の最外周部分から４層目に配置されていた２本のＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号１）が省略されたこと、さらに短尺燃料棒２（燃料棒記号Ｐ）がすべて通常長さのＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号１）に置き換えられた（短尺燃料棒の廃止）ことである。
【００９６】
そして、これらにより、ＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号１）の本数が第１の実施形態より６本増加して５６本となっている。
【００９７】
なお、本実施形態においても、上記のように配置した燃料棒２において、図８より明らかなように、燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2の燃料棒２のガドリニア濃度ｇ1，ｇ2について、上記第１の実施形態と同様の条件を満足しており、正方格子状配列の最外周部分に位置する燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）のうち、制御棒側領域Ａに属する部分の合計が２本以下（この実施形態でも２本）であり、前記燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）のうち制御棒８に対向するもののガドリニア濃度ｇ1は、それ以外のガドリニア入り燃料棒（すなわち燃料棒記号Ｇ1の燃料棒２のうち反制御棒側領域Ｂに属する２本と４本の燃料棒記号Ｇ2の燃料棒２）の平均可燃性毒物濃度２ｇ1＋４ｇ2／６よりも小さくなっている。
【００９８】
また、特に詳細な説明を省略するが、第１の実施形態と同様、ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2）をそれぞれ含む９個のセルのうち、５０％以上である５個のセルがＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号１，２，Ｐ）を含むセル又はガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2）を含むセルに隣接しない２辺を備えている。
【００９９】
本実施形態によっても、第１の実施形態と同様の効果を得る。
【０１００】
また、水ロッド３Ａ周辺の熱中性子スペクトルが第１の実施形態よりさらに大きくなることにより、水ロッド３Ａに隣接して配置されたガドリニア入り燃料棒２（燃料棒記号Ｇ2）の反応度価値が大きくなる。これにより、正方格子状配列の最外周部分に配置されたガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）のガドリニア濃度ｇ1を低くすることができるので、制御棒価値の低下を第１の実施形態よりもさらに小さくすることができる。
【０１０１】
本発明の第４の実施形態を図９により説明する。
【０１０２】
図９は、本実施形態による燃料集合体の横断面図であり、上記第１の実施形態の図１（ａ）に相当する図である。上記第１〜第３の実施形態と同等の部分には同一の符号を付し、適宜説明を省略する。
【０１０３】
本実施形態による燃料集合体は、上記第１の実施形態の図１（ｂ）に示された軸方向プルトニウム富化度・ウラン濃縮度分布の各燃料棒構造を用いて、８行８列正方格子状配列の燃料集合体に適用した場合の実施形態である。
【０１０４】
水ロッド３は、燃料集合体中央部の４本の燃料棒２を置き換えるように配置されている。燃料棒２は、全部で６０本が８行８列の正方格子状に配列されており、燃料棒記号１が４６本、燃料棒記号２が６本、燃料棒記号３が１本、燃料棒記号Ｇ1が５本、燃料棒記号Ｇ2が２本、それぞれ図９に示すように配置されている。
【０１０５】
すなわち、ガドリニア入りウラン燃料棒である燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2の燃料棒２のうちガドリニア濃度が低い燃料棒記号Ｇ1の燃料棒２は、図１（ａ）同様、正方格子状配列の最外周部分の形成する４辺中に５本が配置されている。詳細には、前記４辺のうち制御棒８側の２辺中にある格子位置にある３本が３隅位置（正方格子状配列の４隅のうち反制御棒側の１隅を除く位置）にそれぞれ１本ずつ配置されており、残りの２本は、正方格子状配列の４隅のうち反制御棒側の１隅に隣接する位置に２本が配置されている。また、ガドリニア濃度が高い燃料棒記号Ｇ2の燃料棒２は、正方格子状配列の最外周から３層目の形成する４辺のうち反制御棒側の２辺上でかつ水ロッド３に隣接する格子位置に合計２本が配置されている。
【０１０６】
また、（ガドリニアを含まない）ウラン燃料棒である燃料棒記号３の燃料棒２は、図１（ａ）同様、上記した正方格子状配列の４隅のうち反制御棒側の１隅に１本が配置されている。
【０１０７】
そして、上記以外の格子位置には、燃料有効長が通常長さのＭＯＸ燃料棒である燃料棒記号１，２の燃料棒２が配置されている。すなわち、それら燃料棒記号１，２の燃料棒２のうち、プルトニウム富化度が低い燃料棒記号２の燃料棒２が、図１（ａ）同様、最も熱中性子束が高い４隅のうち反制御棒側の１隅を除く３隅位置に隣接する位置にそれぞれ合計６本が配置されている。
【０１０８】
また、以上説明した以外の格子位置は、すべてプルトニウム富化度が高い燃料棒記号１の燃料棒２が配置されている。
【０１０９】
上記のように配置した燃料棒２において、本実施形態においても、第１の実施形態と同様、燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2の燃料棒２のガドリニア濃度ｇ1，ｇ2について、以下のような条件を満足するようにしている。
【０１１０】
すなわち、燃料集合体内部を、正方格子状配列の４隅のうち制御棒８翼端近傍に位置する２隅の２本の燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）を通る直線（図示せず）で制御棒側の領域Ａ（図示せず）と反制御棒側の領域Ｂ（同）とに２等分したとき、正方格子状配列の最外周部分に位置する燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）のうち、制御棒側領域Ａに属する部分の合計を２本以下（この実施形態では２本）としている。さらにこのとき、前記燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1）のうち制御棒８に対向するもののガドリニア濃度（この実施形態ではｇ1となる）は、それ以外のガドリニア入り燃料棒（すなわち燃料棒記号Ｇ1の燃料棒２のうち制御棒に対向しないもの２本と２本の燃料棒記号Ｇ2の燃料棒２）の平均可燃性毒物濃度（この実施形態では(２ｇ1＋２ｇ2)／４となる）よりも小さくなっている、
また、任意の水平横断面で燃料集合体を正方形のセルで分割したとき、ガドリニア入りウラン燃料棒をそれぞれ含む複数のセルのうち５０％以上のセルは、ＭＯＸ燃料棒又はガドリニア入りウラン燃料棒を含むセルに隣接しない２辺を備えているように配置されている。すなわちこの実施形態では、ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2）をそれぞれ含む５個のセル及び２個のセルのうち、５０％以上である５個のセルが、ＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号１，２）を含むセル又はガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号Ｇ1，Ｇ2）を含むセルに隣接しない２辺を備えている。
【０１１１】
本実施形態においても、上記第１の実施形態と同様の原理で、前述した（１）、（２）、（３）、（４）、（５）の効果を得ることができる。
【０１１２】
なお、前述した線出力密度は、燃料棒単位長さ当たりの出力をあらわしたものであり、同じ出力の燃料集合体でも燃料棒の発熱長が短いとその値は高くなる。このため、８×８格子配列の燃料集合体は９×９格子配列の燃料集合体よりも線出力密度を抑えるのが難しく、一般的に９×９格子配列の燃料集合体よりも低い取出燃焼度に設定される場合が多い。本発明は本実施形態のように８×８格子配列の燃料集合体にも適用することができ、この場合、８×８格子配列のＭＯＸ燃料集合体において、局所出力ピーキング係数を抑えて燃料集合体平均の核分裂性物質量を増大でき、高燃焼度化に対応できる。
【０１１３】
なお、以上説明した第１〜第４の実施形態では、現在炉心で主に使用されている８×８正方格子状配列の燃料集合体と、９×９正方格子状配列の燃料集合体についての実施形態を挙げたが、本発明はこれに限られるものではなく、例えば１０×１０以上の正方格子状配列のＭＯＸ燃料集合体についても適用でき、同様の効果を得ることができる。
【０１１４】
本発明の第５の実施形態を図１０及び図１１により説明する。本実施形態は、前述した第１の実施形態による燃料集合体１を装荷した炉心及びその原子炉の運転方法の実施形態である。上記第１〜第４の実施形態と同等の部分には同一の符号を付し、適宜説明を省略する。
【０１１５】
図１０は、本実施形態による炉心が、運転開始後の所定の運転サイクルが終了して所定個数（この例では１６８体）の燃料集合体の取り替えが行われ、次の運転サイクルが開始されるときの状態を表す１／４横断面図である。
この図１０に示されるように、本実施形態の炉心は、７６４体の燃料集合体から構成されており（図１０にはその１／４の１９１体を図示）、ウラン燃料集合体とＭＯＸ燃料集合体をほぼ３対２の燃料体数割合で装荷した炉心となっている。すなわち、プルトニウム燃料棒及びウラン燃料棒が配列された３０４体（図１０にはその１／４の７６体を図示）の上記第１実施形態によるＭＯＸ燃料集合体１と、ウラン燃料棒が配列された４６０体（図１０にはその１／４の１１５体を図示）の公知の構成のウラン燃料集合体１Ａとから構成されている。
【０１１６】
また、図１０中において、各燃料集合体１，１Ａに付された数字は、炉内滞在運転サイクル数（バッチ数）の一例を表しており、またＭＯＸ燃料集合体１Ａについてはそのバッチ数を○で囲んで表示している。すなわち、図１０において、本実施形態の炉心は、１つの運転サイクルが終了する毎に、燃焼が比較的進行した１６８体の燃料集合体１，１Ａが取り外され、この取り外された燃料集合体と同数の燃料集合体１，１Ａが、代わりに新たに装荷されるようになっている。このとき、取出燃料体のうち炉内に４サイクル滞在して取り出されるものが７６体、５サイクル滞在して取り出されるものが９２体となっており、全燃料集合体１，１Ａの平均炉内滞在運転サイクル数（バッチ数）は約４.５バッチとなっている。
【０１１７】
但しこのとき、本実施形態の炉心では、ＭＯＸ燃料集合体１の平均取出燃焼度がウラン燃料集合体１Ａの平均取出燃焼度より高くなるように（言い換えれば、ＭＯＸ燃料集合体１の炉内滞在運転サイクル数がウラン燃料集合体１Ａの炉内滞在運転サイクル数よりも長くなるように）、上記の燃料集合体の取り替えを行うようになっている。
すなわち、前述のようにこの炉心にはＭＯＸ燃料集合体１が全体の２／５の割合で装荷しているが、４サイクル滞在して取り出される７６体中に含まれるＭＯＸ燃料集合体１の割合を上記２／５よりも小さくすると共に、５サイクル滞在して取り出される９２体中に含まれるＭＯＸ燃料集合体１の割合を上記２／５よりも大きくしている。
【０１１８】
図１０のバッチ数は上記のような取り替え方法の一例を示しており、炉内滞在年数１〜４サイクル目の燃料集合体どうしを比較すると、ウラン燃料集合体１ＡとＭＯＸ燃料集合体１の数の比が約３．２対２とウラン燃料集合体１Ａが相対的に多くなっている。これに対し、炉内滞在年数５サイクル目の燃料集合体どうしを比較すると、ウラン燃料集合体１ＡとＭＯＸ燃料集合体１の数の比が約１１対１２とＭＯＸ燃料集合体１が相対的に多くなっている。そしてこの場合、ＭＯＸ燃料集合体１の平均炉内滞在サイクル数は４．８バッチ、ウラン燃料集合体１Ａの平均炉内滞在サイクル数は４．４バッチとなっている。
【０１１９】
以上のように構成した本実施形態においては、以下のような効果がある。
【０１２０】
一般に、図１１に示すように、ウラン燃料集合体にくらべて中性子スペクトルの硬いＭＯＸ燃料集合体は、燃焼に対する無限増倍率の傾きが緩やかであり、燃焼が進んでもウラン燃料集合体よりも高い反応度を有する。このため、燃焼が進み滞在運転サイクル数の多い（上記実施形態の例では例えば５サイクル目の）燃料集合体どうしを比較した場合でも、ウラン燃料集合体１ＡよりＭＯＸ燃料集合体１のほうが高い反応度を維持している。
【０１２１】
そこで、本実施形態においては、上記の性質を利用し、滞在運転サイクル数の多い（すなわち５サイクル目の）燃料集合体中でみてＭＯＸ燃料集合体１の占める割合を増加させる。これにより、ＭＯＸ燃料集合体１とウラン燃料集合体１Ａの平均炉内滞在運転サイクル数を同じとした従来の炉心よりも高い反応度を得ることができる。また、逆に、従来と同程度の炉心を構成する場合には、ウラン燃料集合体１の濃縮度を低減できるという効果もある。
【０１２２】
なおこのとき、上記第１の実施形態の燃料集合体１は、前述したように、従来構造と同様、燃焼末期の局所出力ピーキングが十分に低く抑えられていることから、本実施形態のようなＭＯＸ燃料集合体１の平均取出燃焼度が高い炉心においても十分に燃料健全性を確保できる。
【０１２３】
【発明の効果】
本発明によれば、高燃焼度化を図ったＭＯＸ燃料集合体において、短尺燃料棒を使用する使用しないに関係なく制御棒価値の低下を抑制して炉停止余裕の低下を防止しつつ、可燃性毒物の反応度価値を向上できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第１の実施形態によるＭＯＸ燃料集合体の構造を表す横断面図である。
【図２】図１に示したＭＯＸ燃料集合体の全体構造を表す一部破断斜視図である。
【図３】図１に示した構造を制御棒側・反制御棒側に分割するとともにセルで区分して示した説明図である。
【図４】図１に示したＭＯＸ燃料集合体の中性子無限増倍率の燃焼変化を比較例とともに示した図である。
【図５】図１に示したＭＯＸ燃料集合体の局所出力ピーキング係数の燃焼変化を示した図である。
【図６】ウラン燃料棒及びガドリニア入りウラン燃料棒の燃料有効長の軸方向上下端部に天然ウランブランケット領域を設けた変形例を示す図である。
【図７】本発明の第２の実施形態によるＭＯＸ燃料集合体の横断面図である。
【図８】本発明の第３の実施形態によるＭＯＸ燃料集合体の横断面図である。
【図９】本発明の第４の実施形態によるＭＯＸ燃料集合体の横断面図である。
【図１０】本発明の第５の実施形態による原子炉の炉心を表す１／４横断面図である。
【図１１】ウラン燃料集合体とＭＯＸ燃料集合体との無限増倍率の変化を示す図である。
【符号の説明】
１ ＭＯＸ燃料集合体
１Ａ ウラン燃料集合体
２ 燃料棒
３ 水ロッド
３Ａ 水ロッド
４ セル
４−１ セル（ＭＯＸ燃料棒を含むセル）
４−２ セル（ＭＯＸ燃料棒を含むセル）
４−Ｇ1 セル（可燃性毒物入りウラン燃料棒を含むセル）
４−Ｇ2 セル（可燃性毒物入りウラン燃料棒を含むセル）
８ 制御棒[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to a fuel assembly for use in a boiling water reactor, and in particular, a MOX fuel assembly including a MOX fuel composed of a mixed oxide of uranium and plutonium, and a reactor core and a reactor loaded with the same. Relates to the driving method.
[0002]
[Prior art]
In the core of the boiling water reactor, a large number of fuel assemblies containing fuel bundles are arranged inside a rectangular tube channel box, and each fuel bundle includes fuel pellets containing fissile materials. Is composed of a number of fuel rods, upper and lower tie plates that support them vertically, and spacers that maintain the spacing between the fuel rods.
[0003]
This core is stopped after a predetermined period (= 1 cycle) of operation, and a part of the loaded fuel assembly is taken out and replaced with a new fuel assembly. The value obtained by dividing the number of all fuel assemblies loaded in the core by the number of fuel assemblies to be replaced is called the number of batches, and the average fuel burnup depends on the number of batches, the operating period, and the amount of fuel loaded To do. The fuel loading of the new fuel assembly at the time of replacement is set so that the amount of fissile material necessary to keep the reactor critical for one cycle is loaded, but at the end of the operation period It is set in advance to be surplus. In other words, the reactor is in a state of exceeding criticality except at the end of operation. Therefore, in the core of a boiling water reactor, this extra neutron is absorbed by the control rod inserted between the fuel assemblies and the flammable absorber added to the fuel, and thereby the operating period. The critical state is maintained through.
[0004]
At this time, the insertion of a large number of control rods into the furnace is undesirable because it affects the axial power distribution, so the number of control rods inserted into the furnace during operation is determined in advance. The control rod insertion position is called a control cell. In this control cell, a fuel assembly having relatively advanced combustion is arranged. As described above, since there is a certain limitation on the reactivity control by the control rod, the reactivity control by the fuel rod containing the combustible poison is important. In addition, as a combustible absorbent material, for example, a substance having a large thermal neutron absorption cross section such as gadolinia is used, but these are consumed by absorption of the thermal neutron, and the effect is reduced with combustion. Therefore, the combustible absorbent material is mainly used to suppress the excess reactivity (excess reactivity) at the early stage of combustion.
[0005]
By the way, in boiling water reactors, light water (cooling water) is used as a coolant to remove the heat generated by fission, but this cooling water also plays a role as a moderator for neutrons. The larger one has the property of decelerating neutrons more. Here, in the boiling water reactor, the flow path of light water is divided by the channel box, and the light water flowing between the fuel rods in the channel box contains bubbles due to heat generated from the fuel rods. There is a difference in the density of light water such that the light water flowing outside does not contain bubbles. For this reason, the fuel assembly of the boiling water reactor can be distributed such that the thermal neutron flux is lower in the central portion than in the outer peripheral portion near the channel box. In general, light water reactor fuel is a fissile material that has the property of being susceptible to fission by thermal neutrons, and fuel rods with high thermal neutron flux are likely to produce high output, so the outer circumference close to a channel box with high water density. The fuel rod output is relatively high in the portion, and the fuel rod output is relatively low in the central portion, so that an output distribution occurs in the fuel assembly. For this reason, in order to improve the distribution of thermal neutron flux as much as possible, a water rod through which water that does not contain bubbles flows is often installed at the center of the fuel assembly.
[0006]
On the other hand, as an important quantity related to the core of the nuclear reactor, there is a linear power density representing the output per unit length of the fuel rod. This linear power density is expressed as "fuel assembly output", which is the absolute output value of the entire fuel assembly, and "relative to the axial direction of the fuel assembly" that represents the relative distribution of output at each axial position in the fuel assembly. It is represented by the product of three quantities, “power” and “fuel rod relative power (= local power peaking)” representing the relative power distribution of each fuel rod, and the maximum value of that quantity in the reactor is the maximum line. Output density. If this maximum linear power density becomes excessive and exceeds a predetermined value, the fuel rod center temperature will rise too much, and it will be difficult to ensure the thermal integrity of the fuel rod pellets. That is, the smaller the maximum linear power density is, the more the thermal capacity is greater than the predetermined value.
[0007]
Therefore, in the design of a fuel assembly, the maximum of “fuel rod relative output” or “fuel assembly axial relative output” is usually obtained by preparing multiple types of fuel rod pellets and appropriately providing a fuel enrichment distribution. The value is suppressed. As a result, the distortion of the power distribution in the fuel assembly due to the non-uniform thermal neutron flux distribution is improved, the maximum linear power density is reduced, the thermal margin as the core is ensured, and safe operation is possible. It has been.
[0008]
However, the method of simply adjusting the fuel enrichment and the distribution of the combustible absorbent increases the complexity of the types of fuel rods and enrichment, which may increase the manufacturing cost. In order to solve this problem, for example, as described in JP-A-63-133086, the fuel rods having the lowest uranium enrichment are arranged only at the four corner positions of the fuel assembly in a square lattice array. A configuration is proposed in which the fuel rods containing combustible poisons are arranged at positions adjacent to the four corners and positions adjacent to the water rods on the outermost periphery of the square lattice arrangement. As a result, the fuel rod relative output can be suppressed with a small number of enriched fuels, and the excess reactivity can be suppressed.
[0009]
By the way, in recent years, from the viewpoint of recycling nuclear fuel in nuclear power plants, plutonium extracted from spent fuel by reprocessing is mixed with uranium and used as a uranium / plutonium mixed oxide fuel (hereinafter referred to as MOX fuel as appropriate) as a light water reactor. It is proposed to be used in In particular, at that time, in order to improve economy, it is considered that the MOX fuel has a high burnup (for example, an average burnup of 40 GWd / t or more) and an increase in the MOX fuel loading rate in the core.
[0010]
Here, MOX fuel is more plentiful than uranium fuel because of the fact that its fissile material, plutonium 239 and plutonium 241 has a larger thermal neutron absorption cross section than uranium 235, and that neutron absorption by plutonium 240 is larger than uranium 238. However, the ratio of thermal neutrons decreases and the neutron spectrum becomes harder.
[0011]
[Problems to be solved by the invention]
In general, the combustion of flammable poisons is strongly dependent on the neutron spectrum, and the lower the neutron average energy (softer the neutron spectrum), the more the neutron absorption effect becomes. The delayed neutron absorption effect is small. Therefore, the MOX fuel assembly has a problem that the reactivity value of the flammable poison is lowered as compared with the uranium fuel assembly.
[0012]
When the structure of the uranium fuel assembly described in Japanese Patent Laid-Open No. 63-133306 is applied to the MOX fuel assembly as it is, the fuel rod containing the flammable poison is arranged in a square lattice array with a soft neutron spectrum (high thermal neutron flux). Since it arrange | positions on the outermost periphery, the reactivity value fall of the combustible poison by the said MOX conversion is relieved to some extent.
[0013]
By the way, when a fuel rod containing a flammable poison is arranged on the outermost periphery in this way, the consumption of the flammable poison progresses relatively quickly, so in order to suppress the excess reactivity throughout the operation period, the concentration of the flammable poison is set. Need to be high. However, as the concentration of the flammable poison is increased, the value of the control rod (reactivity control value by the control rod) decreases on the side where the control rod is inserted, as in the case of increasing the number of fuel rods containing the flammable poison. Challenges arise.
[0014]
The above prior art originally targeted uranium fuel assemblies, and uranium fuel has a greater control rod value than MOX fuel, and the reactivity value of flammable poisons. Even if the value of the control rod was lowered by arranging the rod, the effect on the furnace shutdown margin was small because the reactivity suppression effect by the flammable poison was increased. However, there is a concern about the impact on the furnace shutdown margin with MOX fuel.
[0015]
Further, in the above prior art, in order to maintain the reactivity control effect of the flammable poison throughout the operation period, the flammable poison concentration at the outermost periphery of the fuel assembly is set higher than the flammable poison concentration adjacent to the water rod. However, when applied to the MOX fuel assembly, if the gadolinia concentration is increased on the side where the outermost control rod is inserted, the value of the control rod is further lowered.
[0016]
Therefore, in order to solve this point, as described in JP-A-7-301688, in the MOX fuel assembly, a fuel rod containing a flammable poison and a short fuel rod (partial length fuel rod) are arranged on the outermost periphery of a square lattice array. A configuration for arranging a rod) is also proposed. In this case, the fuel rods containing the flammable poisons are arranged on the control rod insertion side of the outermost periphery of the square grid arrangement, so that the value of the control rod is lowered and the furnace stop margin is lowered. Thus, an over-decelerated region of neutrons is formed in the upper part of the fuel assembly axial direction, and this is compensated by reducing the infinite multiplication factor at low temperatures, thereby preventing a decrease in the reactor shutdown margin.
[0017]
At this time, in general, MOX fuel has a higher pellet molding cost than uranium fuel, and it is desirable that the number of MOX fuel pellets be as small as possible. The degree is the same).
[0018]
However, the MOX fuel assembly described in JP-A-7-301688 has the following further problems.
[0019]
That is, as described above, in this MOX fuel assembly, the fuel rod containing the flammable poison is arranged on the control rod insertion side, so that the value of the control rod is lowered and the furnace stop margin is lowered. This is made up by installing fuel rods. The use of this short fuel rod can provide various effects such as creation of the above-mentioned neutron moderation excessive region and improvement of the H / U ratio by increasing the non-boiling water region in the upper axial direction. Since the arrangement affects the thermo-hydraulic characteristics in the fuel assembly, there is a possibility that inconveniences such as a reduction in design freedom may occur. Further, when the number of short fuel rods increases, there is a possibility that the MOX fuel loading amount is reduced.
[0020]
Based on such circumstances, some existing or already proposed uranium fuel assemblies and MOX fuel assembly designs do not use short fuel rods. Therefore, in order to ensure flexibility in design and increase versatility, it is possible to prevent a decrease in the furnace shutdown margin due to a decrease in the value of the control rod by other means, regardless of whether or not the short fuel rod is used. It is desired.
[0021]
In view of the background as described above, in the MOX fuel assembly described in the above-mentioned JP-A-7-301688, although consideration is given to improving the furnace shutdown margin, a combustible poison disposed adjacent to the control rod. The effect on the value of the control rods is not taken into account. That is, among the fuel rods containing combustible poisons arranged on the outermost periphery of the square lattice array, a difference in concentration is provided between the control rod insertion side and the opposite side, or disposed on the outermost periphery of the square lattice array. In this sense, there is a lack of the viewpoint of suppressing the decrease in the value of the control rod itself by suppressing the number of fuel rods containing flammable poisons on the control rod insertion side to less than the predetermined value. There was room for.
[0022]
An object of the present invention is to prevent a reduction in the value of a control rod and prevent a decrease in a furnace shutdown margin regardless of whether or not a short fuel rod is used in a MOX fuel assembly with a high burnup. The object is to provide a structure capable of improving the reactivity value of a sex toxin.
[0023]
[Means for Solving the Problems]
(1) In order to achieve the above object, the present invention provides at least a plurality of MOX fuel rods filled with plutonium oxide and uranium oxide, and a plurality of combustible materials filled with uranium oxide and containing a flammable poison. In the MOX fuel assembly in which poisonous uranium fuel rods and at least one water rod are arranged in a square lattice, the plurality of flammable poisonous uranium fuel rods are arranged on the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement. A plurality of first toxic fuel rods and at least one second toxic fuel rod disposed at a lattice position adjacent to the water rod, and the flammable poison concentration of the first toxic fuel rod is: The second poison fuel rod is smaller than the combustible poison concentration.
[0024]
The reactivity of the flammable poison is determined by arranging the first and second poison fuel rods at the outermost peripheral portion of the square lattice array adjacent to the gap water, which is a region where the thermal neutron flux is high, and at the position adjacent to the water rod. Value can be increased. At this time, among the first poison fuel rods arranged on the outermost peripheral portion of the square lattice array, the one on the side where the control rod is inserted exerts an effect of reducing the value of the control rod.
[0025]
  Therefore, in the present invention, by lowering the combustible poison concentration of the first poison fuel rod relatively, it is possible to suppress the decrease in the value of the control rod regardless of the presence or absence of the short fuel rod, thereby reducing the furnace shutdown margin. On the other hand, by increasing the combustible poison concentration of the second poison fuel rod adjacent to the water rod relatively, it is possible to ensure a surplus reactivity suppression function throughout the operation period of the entire fuel assembly.
(2) In the above (1), preferably, when the square lattice array is divided into square cells each containing one fuel rod in a cross section of an arbitrary fuel assembly, the uranium containing a plurality of combustible poisons. More than 50% of the plurality of cells each including fuel rods have two sides that are not adjacent to the MOX fuel rod or the cell containing the flammable poison containing uranium fuel rod.
That is, 50% or more of the uranium fuel rods containing flammable poisons can be removed by making the two sides of the cell not adjacent to the cells of the neutron fuel rods or MOX fuel rods that are strong neutron absorbers. As a result, the reactivity value of the flammable poison can be further improved.
(3) In the above (1), and preferably, the first poison fuel rods are arranged at four corners of the square lattice array or adjacent positions thereof.
The reactivity value of the flammable poison can be maximized by arranging the first poison fuel rods at the four corners of the square lattice array having the highest thermal neutron flux and the adjacent positions. Also, normally, in order to suppress local output peaking, the concentration of fission material in the vicinity of the four corner positions (that is, the plutonium enrichment in the case of MOX fuel) needs to be lower than the other positions. Often, two or two types of low concentration (low enrichment) fuel pellets are arranged. In the present invention, by providing the first poison fuel rods instead of the MOX fuel rods at the four corners or adjacent positions thereof, the number of types of the fuel pellets replaced is not required, so the number of types of MOX fuel pellets can be reduced. Manufacturing cost can be reduced.
[0026]
(4To achieve the above object, the present invention includes at least a plurality of MOX fuel rods filled with plutonium oxide and uranium oxide, and a plurality of flammable poisons filled with uranium oxide and containing a flammable poison. In the MOX fuel assembly in which uranium fuel rods and at least one water rod are arranged in a square lattice pattern, the plurality of flammable poison-containing uranium fuel rods are disposed on the outermost peripheral portion of the square lattice array. A plurality of first toxic fuel rods and at least one second toxic fuel rod disposed at a lattice position adjacent to the water rod, and the interior of the fuel assembly, A straight line passing through two fuel rods at two corners located near the blade tip of the control rod among the four corners of the square lattice array.When the control rod side region and the non-control rod side region are divided into two equal parts, the total of the parts belonging to the control rod side region of the first poison fuel rods is two or less. Among them, the flammable poison concentration of the one facing the control rod side is smaller than the average flammable poison concentration of the other uranium fuel rods containing the flammable poison.And when the square lattice array is divided into square cells each containing one fuel rod in a cross section of an arbitrary fuel assembly, among the plurality of cells each including the uranium fuel rods containing the plurality of combustible poisons. More than 50% of the cells have two sides that are not adjacent to the cell containing the MOX fuel rod or the flammable poison containing uranium fuel rod.Yes.
[0027]
The reactivity of the flammable poison is determined by arranging the first and second poison fuel rods at the outermost peripheral portion of the square lattice array adjacent to the gap water, which is a region where the thermal neutron flux is high, and at the position adjacent to the water rod. Value can be increased. At this time, among the first poison fuel rods arranged on the outermost peripheral portion of the square lattice array, the one on the side where the control rod is inserted exerts an effect of reducing the value of the control rod.
[0028]
Therefore, in the present invention, by limiting the total number of parts belonging to the control rod side region of the first toxic fuel rods to two or less and opposing the control rods, the combustible poison concentration is relatively low, Regardless of the presence or absence of short fuel rods, the control rod value is prevented from deteriorating, thereby preventing a decrease in the furnace shutdown margin, while the other flammable poison fuel rods (for example, the first poison fuel rod facing the control rod) By setting the concentration of the flammable poisons of the fuel rod and the second poisonous fuel rod to be relatively high, it is possible to ensure a surplus reactivity suppression function throughout the operation period of the entire fuel assembly.
[0030]
  AlsoBy making more than 50% of the uranium fuel rods with flammable poisons not adjacent to the MOX fuel rods or uranium fuel rods with flammable poisons, two sides of the cell Since it is possible to prevent interference due to the neutron absorption action, the reactivity value of the flammable poison can be further improved.
[0031]
(5In order to achieve the above object, the present inventionA plurality of MOX fuel rods filled with at least plutonium oxide and uranium oxide; a plurality of uranium fuel rods filled with uranium oxide and containing a flammable poison; and at least one water rod. In the MOX fuel assembly arranged in a square lattice pattern, the plurality of uranium fuel rods containing a flammable poison are connected to a plurality of first poison fuel rods disposed on an outermost peripheral portion of the square lattice array and the water rod. At least one second poisonous fuel rod disposed at an adjacent lattice position, and the inside of the fuel assembly is located at two corners located near the control rod blade tip among the four corners of the square lattice array When the control rod side region and the counter-control rod side region are equally divided into two by a straight line passing through the two fuel rods, the total of the parts belonging to the control rod side region of the first toxic fuel rods is two or less. The first poison Burnable poison concentration of those facing the control rod side of the charge bars is smaller than the average burnable poison concentration of the other said burnable poison containing uranium fuel rods,The first poison fuel rods are arranged at the four corners of the square lattice array or at adjacent positions.
[0032]
  As described above, by limiting the total number of parts belonging to the control rod side region of the first poison fuel rods to two or less and reducing the combustible poison concentration of the first poison fuel rods opposed to the control rods as described above. Regardless of the presence or absence of short fuel rods, the control rod value is prevented from lowering and the furnace shutdown margin is prevented from decreasing, while other combustible poison fuel rods (for example, the first poison fuel rod that does not face the control rod) And the second toxic fuel rod) can be made relatively high in flammable poison concentration, and a surplus reactivity suppression function can be secured throughout the operation period of the entire fuel assembly.
Also,The reactivity value of the flammable poison can be maximized by arranging the first poison fuel rods at the four corners of the square lattice array having the highest thermal neutron flux and the adjacent positions. Also, normally, in order to suppress local output peaking, the concentration of fission material in the vicinity of the four corner positions (that is, the plutonium enrichment in the case of MOX fuel) needs to be lower than the other positions. In many cases, two or two types of low concentration (low enrichment) fuel pellets are arranged. In the present invention, by providing the first poison fuel rods instead of the MOX fuel rods at the four corners or adjacent positions thereof, the number of types of the fuel pellets replaced is not required, so the number of types of MOX fuel pellets can be reduced. Manufacturing cost can be reduced.
[0033]
(6)the above(3) or (5)More preferably, the first poison fuel rods at the lattice positions in the two sides on the control rod side of the four sides formed by the outermost peripheral portion of the square lattice array are those of the square lattice array. It is arranged at one of the four corners.
[0034]
(7)the above(6More preferably, it further includes a uranium fuel rod which is disposed at one corner on the side opposite to the control rod among the four corners of the square lattice array and which is filled with uranium oxide and does not contain a flammable poison, and The first toxic fuel rod is disposed adjacent to the uranium fuel rod.
[0035]
  the above(3As explained in the above), in order to suppress local output peaking, the concentration of the fission material in the vicinity of the four corner positions is usually lower than the other positions.3), First toxic fuel rods are provided instead of MOX fuel rods at the four corners or adjacent positions. However, there is a case where the in-core instrument tube is placed close to one corner on the counter-control rod side. In such a case, a uranium fuel rod containing a flammable poison, which is a strong neutron absorber, is placed at this position. Then, the measurement of the in-core instrument tube is affected, and the measurement accuracy may be lowered. Therefore, in the present invention, it is possible to prevent the measurement accuracy of the in-core instrument tube from being lowered by arranging the first toxic fuel rod not at the one corner but at the adjacent position. At this time, a new uranium fuel rod having no flammable poison is disposed at the one corner position so as to reduce local output peaking and not to impair the reactivity value of the adjacent first poison fuel rod. can do.
[0036]
(8)the above(3) or (5)Preferably, the uranium enrichment of the second toxic fuel rod is lower than the uranium enrichment of the first toxic fuel rod.
[0037]
When the first toxic fuel rods are arranged in place of the normal low enrichment MOX fuel rods at the four corners of the square grid array or adjacent positions thereof, the output difference between the uranium fuel rods containing the flammable poison and the MOX fuel rods Therefore, in order to reduce the local output peaking, the uranium enrichment of the first toxic fuel rod must be increased to some extent. However, originally, in the MOX fuel assembly, in order to improve fuel economy, it is desirable to reduce the uranium fuel as much as possible and increase the loading amount of the MOX fuel. Therefore, in the present invention, the amount of uranium fuel loaded can be reduced by making the uranium enrichment of the second toxic fuel rod lower than that of the first toxic fuel rod (for example, within the range allowed by local output peaking). .
[0038]
(9) Above (1) or(4) or (5)Preferably, the plurality of MOX fuel rods have two or less types of plutonium enrichment.
[0039]
(10In order to achieve the above object, the core according to the present invention comprises the above (1) or ((4) or (5)The MOX fuel assembly and a uranium fuel assembly including a plurality of uranium fuel rods filled with uranium oxide are mixed and loaded.
[0040]
(11)the above(10), Preferably, the average extraction burn-up of the MOX fuel assembly is higher than the average extraction burn-up of the uranium fuel assembly.
[0041]
(12In addition, in order to achieve the above object, a method of operating a nuclear reactor according to the present invention includes the above (10), At least one of the MOX fuel assemblies or the uranium fuel assemblies is removed each time a predetermined operation cycle elapses, and the number of MOX fuel assemblies equal to the number of the removed fuel assemblies is removed. In a method for operating a nuclear reactor in which a fuel assembly is replaced by newly loading the fuel assembly or the uranium fuel assembly, the number of operating operation cycles of the MOX fuel assembly in the reactor is equal to that of the uranium fuel assembly. The above replacement is performed so as to be longer than the number of in-furnace stay operation cycles.
[0042]
In general, a MOX fuel assembly having a stiff neutron spectrum compared to a uranium fuel assembly has a gentle slope of infinite multiplication factor with respect to combustion, and has a higher reactivity than a uranium fuel assembly even if combustion progresses. For this reason, even when the fuel assemblies having advanced combustion and a large number of staying operation cycles are compared, the MOX fuel assembly maintains a higher reactivity than the uranium fuel assembly.
[0043]
Therefore, in the present invention, by utilizing the above-mentioned properties and increasing the proportion of the MOX fuel assemblies 1 in the fuel assemblies having a large number of staying operation cycles, the MOX fuel assemblies and the uranium fuel assemblies are increased. Compared to the conventional cores with the same average in-reactor operation cycle number, the number of (young) uranium fuel assemblies with a smaller stay operation cycle number is relatively increased, and the fuel assemblies have a higher stay operation cycle number. Therefore, the proportion of MOX fuel assemblies having higher reactivity than that of uranium fuel assemblies is increased, so that a higher reactivity than that of the conventional core can be obtained. Conversely, when a core of the same level as the conventional one is configured, the enrichment of the uranium fuel assembly can be reduced.
[0044]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.
[0045]
A first embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS.
[0046]
FIG. 2 is a partially broken perspective view showing the entire structure of the MOX fuel assembly according to the present embodiment, FIG. 1A is a cross-sectional view taken along the line II in FIG. 2, and the axial plutonium richness of various fuel rods. FIG. 1B shows an explanatory diagram showing the degree of conversion / uranium enrichment distribution. In the present specification, the “adjacent” position with respect to the lattice position of m rows and m columns includes two types of m ± 1 rows and m columns and m rows and m ± 1 columns.
[0047]
1 (a), 1 (b), and 2, the fuel assembly 1 according to the present embodiment includes a number of fuel rods 2 in which fuel pellets sintered with a fissile material are sealed, and a fuel assembly. A water rod 3 (see FIG. 1 (a)) which is provided as a neutron moderating rod for improving the neutron spectrum in the center and forms a coolant channel, and the fuel rod 2 and the water rod 3 in the axial direction. A spacer (not shown) for holding the fuel bundles at appropriate intervals at a plurality of locations, and an upper tie plate 5 and a lower tie plate 6 for holding these fuel bundles at the upper end and the lower end, respectively, are provided. Is surrounded by a channel box 7.
[0048]
The water rod 3 is arranged so as to replace the seven fuel rods 2 at the center of the fuel assembly for the purpose of flattening the thermal neutron flux in the fuel assembly radial direction. Do not allow cooling water to pass through.
[0049]
The channel box 7 is attached to the upper tie plate 5 via a channel fastener (not shown), and a cross-shaped control rod 8 (see FIG. 1A) is inserted so as to be adjacent thereto. It has become so.
[0050]
A total of 74 fuel rods 2 are arranged in a square pattern of 9 rows and 9 columns, and can be adapted to increase the burnup, for example, an average burnup of 40 GWd / t or more as described later. It has become. Although not specifically shown in detail, each fuel rod 2 is filled with a large number of fuel pellets (plutonium oxide and uranium oxide, or uranium oxide) in a cladding tube sealed at both ends by an upper end plug and a lower end plug. The fuel pellets are pressed up and down by a spring disposed in the gas plenum region in the cladding tube. In addition, each fuel rod 2 is provided with six types of different types of pellets and different effective fuel lengths (lengths filled with fuel pellets), and fuel rod symbols 1, 2, 3, P, G1, Represented by G2.
[0051]
The fuel rods 2 of fuel rod symbols 1, 2, and P are MOX fuel rods filled with MOX fuel pellets made of plutonium oxide and uranium oxide as pellets. This MOX fuel pellet is a fuel material PuO2And UO as a fuel base material2And includes fission materials 239-Pu, 241-Pu, and 235-U.
[0052]
At this time, as shown in FIG. 1B, the plutonium enrichment of the fuel rod 2 of the fuel rod symbols 1 and 2 is uniformly p1 [wt%], p2 in the axial direction over the entire effective fuel length. [Wt%] (where p2> p1).
[0053]
In addition, the fuel rod 2 of the fuel rod symbol P is a short fuel rod (also referred to as a partial fuel rod) whose effective fuel length is shorter (for example, about half) than other fuel rods, and the plutonium enrichment is The p1 [wt%] is uniform in the axial direction over the entire effective fuel length. With this arrangement, the flow rate of the moderator (light water) in the upper region with more bubbles than the lower region in the axial direction of the fuel assembly 1 is increased.
[0054]
Fuel rods 2 with fuel rod symbols G1 and G2 are gadolinia-filled uranium fuel rods filled with gadolinia-filled uranium fuel pellets obtained by adding gadolinia as a flammable poison to concentrated uranium oxide as pellets. This gadolinia-filled uranium fuel pellet is a UO fuel material.2And gadolinia which is a flammable poison contained therein, and includes 235-U which is a fission material. At this time, as shown in FIG. 1B, the uranium enrichment of the fuel rods 2 of these fuel rod symbols G1 and G2 is uniformly e2 [wt%], e1 in the axial direction over the entire effective fuel length. [Wt%] (however, e2> e1). The gadolinia concentrations are g1 [wt%] and g2 wt%] (where g2> g1), respectively.
[0055]
The fuel rod 2 of the fuel rod symbol 3 is a uranium fuel rod filled with uranium fuel pellets made of enriched uranium oxide as pellets. This uranium fuel pellet is a UO that is a fuel material.2It contains 235-U which is a fission material. At this time, as shown in FIG. 1B, the uranium enrichment of the fuel rod 2 with the fuel rod symbol 3 is uniformly e1 [wt%] in the axial direction over the entire effective fuel length.
[0056]
As shown in FIG. 1B, such fuel rod 2 has 50 fuel rod symbols 1, six fuel rod symbols 2, one fuel rod symbol 3, one fuel rod symbol P, Five fuel rod symbols G1 and four fuel rod symbols G2 are arranged as shown in FIG. 1 (a).
[0057]
That is, among the fuel rods 2 of the fuel rod symbols G1 and G2 that are uranium fuel rods containing gadolinia, the fuel rod 2 of the fuel rod symbol G1 having a low uranium enrichment and gadolinia concentration is formed at the outermost peripheral portion of the square lattice array. Five are arranged in four sides. More specifically, three of the four sides are located at three grid positions in two sides on the control rod 8 side (positions excluding one corner on the counter-control rod side of the four corners of the square grid array). One each is arranged, and the remaining two are arranged at positions adjacent to one corner on the counter-control rod side among the four corners of the square lattice array. In addition, the fuel rod 2 of the fuel rod symbol G2 having a high uranium enrichment and gadolinia concentration is present in each side adjacent to the water rod 3 among the four sides formed by the third layer portion from the outermost periphery of the square lattice array. A total of four lines are arranged, one at each grid position.
[0058]
Further, the fuel rods 2 of the fuel rod symbol P, which are short MOX fuel rods, are respectively located at the grid positions and the four corner positions of the four side edges formed by the second layer portion from the outermost periphery of the square grid array. A total of eight are arranged one by one.
[0059]
Further, one fuel rod 2 of the fuel rod symbol 3 which is a uranium fuel rod (not including gadolinia) is arranged at one corner on the counter-control rod side among the four corners of the above-described square lattice array.
[0060]
Further, fuel rods 2 of fuel rod symbols 1 and 2 which are MOX fuel rods having a normal effective fuel length are arranged at lattice positions other than the above. That is, among the fuel rods 2 of the fuel rod symbols 1 and 2, the fuel rod 2 of the fuel rod symbol 2 with the low plutonium enrichment has one corner on the counter-control rod side among the four corners with the highest thermal neutron flux. A total of six are arranged at positions adjacent to the three corner positions except for this, thereby suppressing local output peaking at the initial stage of combustion.
Further, the fuel rods 2 of the fuel rod symbol 1 having a high plutonium enrichment are arranged at all lattice positions other than those described above.
[0061]
In the fuel rod 2 arranged as described above, in the present embodiment, the following conditions are satisfied for the gadolinia concentrations g1 and g2 of the fuel rods 2 of the fuel rod symbols G1 and G2.
[0062]
  That is, as shown in FIG. 3 (however, the channel box 7 is not shown), the inside of the fuel assembly 1 is composed of two fuels at two corners located in the vicinity of the control rod 8 blade tip among the four corners of the square grid array. When a straight line aa ′ passing through the rod 2 (fuel rod symbol G1, see FIG. 1A) is divided into two equal parts, the control rod side region A and the non-control rod side region B, a square lattice arrangement Of the fuel rods 2 (fuel rod symbol G1) located in the outermost peripheral portion of the cylinder, the total number of portions belonging to the control rod side region A is two or less (two in this embodiment).Here, the fuel rods (the fuel rod symbol G located at the outermost peripheral portion) that exist directly below the straight line aa ′. 1 The fuel rods 2) are counted as having 1/2 in the control rod side area A and 1/2 in the counter control rod side area B.Further, at this time, the gadolinia concentration (in this embodiment, g1) of the fuel rod 2 (fuel rod symbol G1) facing the control rod 8 is the other gadolinia-containing fuel rod (that is, the fuel rod symbol G1). It becomes smaller than the average flammable poison concentration (in this embodiment, (2g1 + 4g2) / 6) of the fuel rods 2 of the fuel rods 2 not facing the control rod 8 and the fuel rods 2 of the four fuel rod symbols G2). Have.
  Further, as shown in FIG. 3, when the fuel assembly 1 is divided into square cells 4 each containing one fuel rod 2 in an arbitrary horizontal cross section, a plurality of uranium fuel rods each containing gadolinia are included. Of these cells, 50% or more of the cells are arranged so as to have two sides that are not adjacent to the cell containing the MOX fuel rod or the uranium fuel rod containing gadolinia. That is, in this embodiment, the cell 4 includes cells 4-1, 4-2, 4-3, 4-P, 4- It is composed of G1,4-G2. thisWhen, 5 cells 4-G1 corresponding to 55.5% out of 5 cells 4-G1 and 4 cells 4-G2 each containing gadolinia-filled uranium fuel rods 2 (fuel rod symbols G1, G2) Is a cell 4--1, 4-2, 4-P containing MOX fuel rods 2 (fuel rod symbols 1, 2, P) or a cell 4- containing gadolinia-filled uranium fuel rods 2 (fuel rod symbols G1, G2). It has two sides that are not adjacent to G1,4-G2. Specifically, three cells 4-G1 located at three of the four corners of the square lattice array have two sides adjacent to the cell 4-2, but the remaining two sides are adjacent to the gap water region. The two cells 4-G1, which are adjacent to one corner on the side opposite to the control rod in the four corners of the square lattice array, have one side adjacent to the cell 4-1 and the other side being the cell 4-P. Is adjacent to the cell 4-3 including the uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol 3) at the four corners, and the other side is adjacent to the gap water region. .
[0063]
In the above configuration, the fuel rod 2 with the fuel rod symbol G1 constitutes a plurality of first poison fuel rods arranged at the outermost peripheral portion of the square lattice array, and the fuel rod 2 with the fuel rod symbol G2 It constitutes at least one second toxic fuel rod arranged in a grid position adjacent to the rod.
[0064]
Next, effects of the present embodiment configured as described above will be sequentially described.
[0065]
(1) The first effect by the arrangement and concentration of uranium fuel rods 2 with gadolinia (fuel rod symbols G1, G2) (suppression of control rod value decrease, flammable poison reactivity value improvement)
In the present embodiment, gadolinia-filled uranium fuel rods 2 (fuel rod symbols G1, G2) are arranged at positions adjacent to the outermost peripheral portion of the square lattice array adjacent to the gap water and the water rod 3 where the thermal neutron flux is high. ) Can increase the reactivity value of gadolinia. However, at this time, the gadolinia-filled uranium fuel rods 2 (fuel rod symbol G1) arranged on the outermost peripheral portion of the square grid array have the control rod value on the side where the control rod 8 is inserted. Has an effect.
[0066]
However, in this embodiment, the gadolinia concentration g1 of the gadolinia-filled uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol G1) is lower than the gadolinia concentration g2 of the gadolinia-filled uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol G2) adjacent to the water rod 3. It has become. As a result, the gadolinia concentration g1 of the uranium fuel rod 2 with gadolinia (fuel rod symbol G1) is relatively low, so that the fuel rod is not present regardless of the presence or absence of the short fuel rod 2 (fuel rod symbol P). (If any) since it is possible to suppress a decrease in the value of the control rod, it is possible to prevent a decrease in the furnace shutdown margin. At this time, the surplus reactivity suppression function throughout the operation period of the entire fuel assembly can be achieved by relatively increasing the gadolinia concentration g2 of the uranium fuel rod 2 with gadolinia adjacent to the water rod 3 (fuel rod symbol G2). Can be secured. This will be described in more detail with reference to FIG.
[0067]
FIG. 4 shows the combustion change at the neutron infinite multiplication factor of the fuel assembly 1 according to the present embodiment together with a comparative example, and the horizontal axis represents the burnup. In FIG. 4, the curve A indicates the fuel assembly 1 according to the present embodiment, and the curve B indicates the fuel assembly according to the comparative example. This comparative example is a case where the gadolinia concentrations g1, g2 of the uranium fuel rods 2 with gadolinia (fuel rod symbols G1, G2) are made equal in the fuel assembly 1 according to the present embodiment, and the other points are the same structure. .
[0068]
In this comparative example, the gadolinia concentration g1 of the uranium fuel rod 2 with gadolinia (fuel rod symbol G1) arranged on the outermost periphery (specifically, four corners) of a square lattice array having a soft neutron spectrum (high thermal neutron flux). Is reduced to a level that does not impair the value of the control rod on the control rod insertion side, the gadolinia concentration g2 of the uranium fuel rod 2 with gadolinia adjacent to the water rod 3 (fuel rod symbol G2) can be reduced accordingly. Therefore, as shown by a curve B in FIG. 4, the reactivity controlled by gadolinia decreases, and the excess reactivity cannot be sufficiently suppressed.
[0069]
In contrast, in the present embodiment, as described above, the gadolinia concentration g1 of the uranium fuel rod 2 with gadolinia (fuel rod symbol G1) and the gadolinia concentration g2 of the uranium fuel rod 2 with gadolinia (fuel rod symbol G2) are calculated. The gadolinia containing uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol G1) has a gadolinia concentration g1 of the gadolinia containing uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol G1) kept low so as not to impair the value of the control rod on the control rod insertion side. The gadolinia concentration g2 of the fuel rod 2 (fuel rod symbol G2) is increased to some extent. As a result, a large surplus reactivity at the beginning of combustion is mainly suppressed by the uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol G1) containing gadolinia at the outermost periphery of the fuel assembly 1 having a high reactivity value, while the gadolinia adjacent to the water rod 3 having a high gadolinia concentration. The uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol G2) can suppress the reactivity up to the burnup (for example, 10 GWd / t) which is almost the end of the operation period, that is, it can secure the surplus reactivity suppression function as in the conventional structure. .
[0070]
The inventors of the present application also focused on the influence of the number of gadolinia-filled uranium fuel rods in the control rod side region A in the square lattice arrangement on the control rod value, and examined this by numerical analysis. As a result, as the number of gadolinia-filled uranium fuel rods arranged at positions facing the control rods 8 in the outermost peripheral portion of the square lattice array increases from zero, the so-called cold control rod value decreases accordingly. It has been found that the control rod value decreases by about 10% when the number is two. Accordingly, the inventors of the present application have determined that this value is an allowable limit, and in order not to greatly impair the reactivity control value of the control rod 8, the uranium fuel rods containing gadolinia in the control rod side region A in the square lattice array are used. It has been found that the number of can be reduced to 2 or less.
[0071]
In the present embodiment, in accordance with the above examination, the total of the portions belonging to the control rod side region A among the gadolinia-filled uranium fuel rods 2 (fuel rod symbol G1) arranged at the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement as described above. And the gadolinia concentration of the uranium fuel rods 2 other than the gadolinia that are opposed to the control rod 8 (that is, of the gadolinia-containing uranium fuel rods 2 of the fuel rod symbol G1 that do not oppose the control rod 8). It is relatively lower than the gadolinia concentration of the uranium fuel rods 2) with gadolinia and the four fuel rod symbols G2. Therefore, as described above, this also has the effect of suppressing the decrease in the value of the control rod regardless of the presence or absence of the short fuel rod and ensuring the function of suppressing excess reactivity throughout the operation period of the entire fuel assembly. .
[0072]
(2) Second effect of uranium fuel rods 2 with gadolinia (fuel rod symbols G1, G2) and concentration setting (further improvement in flammable poison reactivity value)
In the present embodiment, as described above, 50% or more of the uranium fuel rods 2 with gadolinia (fuel rod symbols G1 and G2) and the MOX fuel rod 2 in which the two sides of the cell 4 are strong neutron absorbers. Not adjacent to cells 4-1, 4-2, 4-P (fuel rod symbol 1, 2, P) or cells 4-G1, 4-G2 of uranium fuel rod 2 with gadolinia (fuel rod symbol G1, G2) I am doing so. Thereby, since it can avoid receiving the interference by those neutron absorption effects, the reactivity value of gadolinia can be improved further.
[0073]
(3) Reduction in the number of fuel pellet types
In the present embodiment, gadolinia reactivity value is maximized by arranging gadolinia-filled uranium fuel rods 2 (fuel rod symbol G1) at four corners of the square lattice array having the highest thermal neutron flux and adjacent positions thereof. be able to. Therefore, the reactivity control effect by gadolinia can be obtained with a small number of gadolinia-containing uranium fuel rods.
[0074]
Also, normally, in order to suppress local output peaking, the concentration of fission material in the vicinity of the four corner positions (that is, the plutonium enrichment in the case of MOX fuel) needs to be lower than the other positions. In many cases, two or two types of low concentration (low enrichment) fuel pellets are arranged. However, in the present embodiment, the low enrichment MOX fuel rod is arranged by providing gadolinia-containing uranium fuel rods 2 (fuel rod symbol G1) instead of the MOX fuel rods at the four corners or adjacent positions thereof. Even without it, local output peaking can be suppressed. This is shown in FIG.
[0075]
FIG. 5 shows the combustion change of the local output peaking coefficient of the fuel assembly 1 of the present embodiment. In general, plutonium has a large neutron absorption cross section, so depending on the arrangement of the fuel rods, the MOX fuel rods at the center of the square lattice array are shielded from the thermal neutron flux by other MOX fuel rods, and the combustion is delayed and the combustion proceeds. Later, local output peaking may occur. For this reason, the linear power density of the MOX fuel assembly that has been burned is likely to be higher than that of the uranium fuel assembly, and it may be difficult to increase the degree of combustion from the viewpoint of fuel integrity. In general, fuel rods cause fuel swelling and fission product release due to the accumulation of fission products during combustion, and the ability to maintain the integrity of the fuel cladding tube gradually decreases. For advanced fuels, the local power peaking factor must be lower than for new fuels.
[0076]
In the fuel assembly 1 of the present embodiment, as shown in FIG. 5, the local output peaking at the initial stage of combustion with high fuel rod output is suppressed to 1.4 or less, and the local output peaking coefficient decreases with combustion. Thus, the local output peaking at the end of combustion is also kept as low as the conventional structure. Therefore, it can be seen that the fuel rods can sufficiently maintain the soundness even when the fuel has a high burnup.
[0077]
As described above, in the fuel assembly 1 of the present embodiment, the local output peaking can be suppressed without arranging the low enrichment MOX fuel rod in the above-described conventional structure. Is no longer necessary. Therefore, the number of types of MOX fuel pellets can be reduced, and two types of MOX fuel pellets having enrichment levels p1 and p2 can be obtained. Thereby, the manufacturing cost of a fuel rod can be reduced.
[0078]
(4) Ensuring measurement accuracy of in-core instrument tube
As described above, in order to suppress local output peaking, the concentration of the fission material in the vicinity of the four corner positions of the square lattice is usually lower than the other positions. There is a case where the in-core instrumentation tube is arranged close to one corner position of this, and in such a case, if a uranium fuel rod containing a flammable poison which is a strong neutron absorber is arranged in this position, the in-core instrumentation tube This may affect the measurement of the tube and reduce its measurement accuracy. Therefore, in the present embodiment, gadolinia-containing uranium fuel rods 2 (fuel rod symbol G1) are provided instead of the MOX fuel rods at the three corners facing the control rods 8 among the four corners of the square lattice arrangement, and the control rods 8 With respect to the remaining one corner that does not oppose, the gadolinia-filled uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol G1) is disposed not at the one corner but at the adjacent position. Thereby, the measurement precision fall of the said in-core instrumentation pipe | tube can be prevented. At this time, by arranging the uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol 3) having no flammable poison at the one corner position, local output peaking is reduced, and the adjacent uranium fuel rod 2 with gadolinia (fuel rod) The reactivity value of the symbol G1) can be kept intact.
[0079]
(5) Other effects
In the fuel assembly 1 of the present embodiment, as described above, gadolinia-filled uranium fuel rods 2 (fuel rods) are substituted for the normal low enrichment MOX fuel rods at the four corners of the square lattice array or adjacent positions thereof. In this case, the uranium enrichment e2 of the gadolinia-filled uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol G1) is to some extent in order to reduce the output difference from the MOX fuel rod and reduce the local output peaking. I have to make it larger.
[0080]
However, originally, in the MOX fuel assembly, in order to improve fuel economy, it is desirable to reduce the uranium fuel as much as possible and increase the loading amount of the MOX fuel. Therefore, in the fuel assembly 1 of the present embodiment, the uranium enrichment e1 of the gadolinia-filled uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol G2) adjacent to the water rod 3 is used as the gadolinia-filled uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol G1). For example, the uranium enrichment e2 is lowered within a range allowed by local output peaking. Thereby, the loading amount of uranium fuel can be reduced.
[0081]
In the above embodiment, the axial plutonium enrichment / uranium enrichment distribution of various fuel rods is set as shown in FIG. 1B, but is not limited to this. That is, for example, as shown in FIG. 6, a natural uranium blanket region 2a is provided at the upper and lower ends of the uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol 3) and gadolinia-containing uranium fuel rod 2 (G1, G2) in the axial direction of the effective fuel length. May be. In this case, since the amount of natural uranium required per fuel assembly can be reduced by installing the natural uranium blanket, there is an effect that the economy can be further improved.
[0082]
A second embodiment of the present invention will be described with reference to FIG.
[0083]
FIG. 7 is a cross-sectional view of the fuel assembly according to the present embodiment, and corresponds to FIG. 1A of the first embodiment. Parts equivalent to those in the first embodiment are denoted by the same reference numerals, and description thereof is omitted.
[0084]
The basic structure of the fuel assembly according to the present embodiment is the same as that of the fuel assembly 1 of the first embodiment shown in FIG. 3, and the arrangement of the fuel rods is only slightly different.
[0085]
That is, in FIG. 7, the present embodiment is different from the first embodiment shown in FIG. 1A in that a total of eight lines are arranged at the four corners of the second layer from the outermost peripheral portion and the midpoint of each side. In addition, four short fuel rods 2 (fuel rod symbol P) are arranged at the midpoint of each side of the outermost peripheral portion and two at the closest position of the water rod of the fourth layer from the outermost peripheral portion.
[0086]
As a result, the number of short fuel rods 2 (fuel rod symbol P) is reduced by two from the first embodiment to six, and the number of MOX fuel rods 2 (fuel rod symbol 1) is the first. The number is increased by 2 from the embodiment to 52.
[0087]
Also in this embodiment, in the fuel rod 2 arranged as described above, as apparent from FIG. 7, the gadolinia concentrations g1 and g2 of the fuel rods 2 with the fuel rod symbols G1 and G2 are described in the first embodiment. The same conditions as in the embodiment are satisfied, and the total of the portions belonging to the control rod side region A among the fuel rods 2 (fuel rod symbol G1) located at the outermost peripheral portion of the square lattice array is 2 or less (this The gadolinia concentration g1 of the fuel rod 2 (fuel rod symbol G1) facing the control rod 8 is the other fuel rod containing gadolinia (that is, the fuel rod 2 of the fuel rod symbol G1). Among them, the average flammable poison concentration of 2 fuel rods 2) belonging to the counter-control rod side region B and 4 fuel rod symbols G2 is smaller than 2g1 + 4g2 / 6.
[0088]
Further, although not specifically described in detail, as in the first embodiment, five of the nine cells each including the uranium fuel rod 2 with gadolinia (fuel rod symbols G1 and G2), which is 50% or more. Are provided with two sides that are not adjacent to the cell containing the MOX fuel rod 2 (fuel rod symbol 1, 2, P) or the cell containing the gadolinia-filled uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol G1, G2).
[0089]
According to this embodiment, the same effect as that of the first embodiment is obtained.
[0090]
Further, since the number of short fuel rods 2 (fuel rod symbol P) is reduced by two from the first embodiment, the amount of fuel loaded can be increased.
[0091]
Further, the short fuel rod 2 (fuel rod symbol P) is disposed at a position adjacent to the gap water and the water rod 3, thereby reducing the difference in reactivity between the operation and the cold temperature in the upper cross section of the fuel assembly. Therefore, the furnace stop margin is further improved as compared with the first embodiment, and the configuration is easy to cope with higher burnup.
[0092]
A third embodiment of the present invention will be described with reference to FIG.
[0093]
FIG. 8 is a cross-sectional view of the fuel assembly according to the present embodiment, and corresponds to FIG. 1A of the first embodiment. Parts equivalent to those in the first and second embodiments are denoted by the same reference numerals, and description thereof is omitted.
[0094]
The basic structure of the fuel assembly according to the present embodiment is the same as that of the fuel assembly 1 of the first embodiment shown in FIG. 3, and the shape of the water rod and the arrangement of the fuel rods are slightly different. Only.
[0095]
That is, in FIG. 8, this embodiment is different from the first embodiment shown in FIG. 1A in that nine fuel rods 2 at the center of the fuel assembly are used instead of the water rod 3 having a circular cross section. Provided with a square water rod (also called a water channel) having a square cross section arranged so as to replace the square, and in accordance with this, the second layer was arranged in the fourth layer from the outermost peripheral portion of the square lattice array. The MOX fuel rods 2 (fuel rod symbol 1) were omitted, and the short fuel rods 2 (fuel rod symbol P) were all replaced with normal length MOX fuel rods 2 (fuel rod symbol 1) ( Abolition of short fuel rods).
[0096]
As a result, the number of MOX fuel rods 2 (fuel rod symbol 1) is increased by 6 from the first embodiment to 56.
[0097]
Also in this embodiment, in the fuel rod 2 arranged as described above, as apparent from FIG. 8, the gadolinia concentrations g1 and g2 of the fuel rods 2 of the fuel rod symbols G1 and G2 are described in the first embodiment. The same conditions as in the embodiment are satisfied, and the total of the portions belonging to the control rod side region A among the fuel rods 2 (fuel rod symbol G1) located at the outermost peripheral portion of the square lattice array is 2 or less (this The gadolinia concentration g1 of the fuel rod 2 (fuel rod symbol G1) facing the control rod 8 is the other fuel rod containing gadolinia (that is, the fuel rod 2 of the fuel rod symbol G1). Among them, the average flammable poison concentration of 2 fuel rods 2) belonging to the counter-control rod side region B and 4 fuel rod symbols G2 is smaller than 2g1 + 4g2 / 6.
[0098]
Further, although not specifically described in detail, as in the first embodiment, five of the nine cells each including the uranium fuel rod 2 with gadolinia (fuel rod symbols G1 and G2), which is 50% or more. Are provided with two sides that are not adjacent to the cell containing the MOX fuel rod 2 (fuel rod symbol 1, 2, P) or the cell containing the gadolinia-filled uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol G1, G2).
[0099]
According to this embodiment, the same effect as that of the first embodiment is obtained.
[0100]
Further, since the thermal neutron spectrum around the water rod 3A becomes larger than that in the first embodiment, the reactivity value of the gadolinia-containing fuel rod 2 (fuel rod symbol G2) arranged adjacent to the water rod 3A is large. Become. As a result, the gadolinia concentration g1 of the gadolinia-filled uranium fuel rods 2 (fuel rod symbol G1) arranged on the outermost peripheral portion of the square lattice array can be lowered, so that the control rod value is reduced. Can be made even smaller.
[0101]
A fourth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG.
[0102]
FIG. 9 is a cross-sectional view of the fuel assembly according to the present embodiment, and corresponds to FIG. 1A of the first embodiment. Parts equivalent to those in the first to third embodiments are denoted by the same reference numerals, and description thereof is omitted as appropriate.
[0103]
The fuel assembly according to the present embodiment uses the fuel rod structure of the axial plutonium enrichment / uranium enrichment distribution shown in FIG. 1B of the first embodiment, and has 8 rows and 8 columns square. This is an embodiment when applied to a fuel assembly having a grid arrangement.
[0104]
The water rod 3 is arranged so as to replace the four fuel rods 2 at the center of the fuel assembly. A total of 60 fuel rods 2 are arranged in a square grid of 8 rows and 8 columns, 46 fuel rod symbols 1, 6 fuel rod symbols 2, one fuel rod symbol 3, and fuel rods Five symbols G1 and two fuel rod symbols G2 are arranged as shown in FIG.
[0105]
That is, among the fuel rods 2 of the fuel rod symbols G1 and G2 which are uranium fuel rods containing gadolinia, the fuel rod 2 of the fuel rod symbol G1 having a low gadolinia concentration is the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement as in FIG. Five are arranged in four sides formed by. Specifically, three of the four sides at the lattice positions in the two sides on the control rod 8 side are three corner positions (the positions excluding one corner on the counter-control rod side among the four corners of the square lattice array) The other two are arranged at positions adjacent to one corner on the counter-control rod side among the four corners of the square lattice array. Further, the fuel rod 2 of the fuel rod symbol G2 having a high gadolinia concentration is adjacent to the water rod 3 on two sides on the counter-control rod side among the four sides formed in the third layer from the outermost periphery of the square lattice array. Two in total are arranged at the lattice positions.
[0106]
Further, the fuel rod 2 of the fuel rod symbol 3 which is a uranium fuel rod (not including gadolinia) is 1 in one corner on the side opposite to the control rod among the four corners of the above-described square lattice arrangement as in FIG. The book is arranged.
[0107]
Further, fuel rods 2 of fuel rod symbols 1 and 2 which are MOX fuel rods having a normal effective fuel length are arranged at lattice positions other than the above. That is, among the fuel rods 2 of the fuel rod symbols 1 and 2, the fuel rod 2 of the fuel rod symbol 2 with the low plutonium enrichment is the opposite of the four corners with the highest thermal neutron flux as in FIG. A total of six are arranged at positions adjacent to the three corner positions excluding one corner on the control rod side.
[0108]
Further, the fuel rods 2 of the fuel rod symbol 1 having a high plutonium enrichment are arranged at all lattice positions other than those described above.
[0109]
In the fuel rods 2 arranged as described above, in this embodiment as well, the following conditions are satisfied for the gadolinia concentrations g1 and g2 of the fuel rods 2 with the fuel rod symbols G1 and G2 as in the first embodiment. Like to do.
[0110]
That is, the inside of the fuel assembly is a straight line (not shown) passing through the two fuel rods 2 (fuel rod symbol G1) located in the vicinity of the control rod 8 blade tip among the four corners of the square lattice array. Fuel rod 2 (fuel rod symbol G1) located at the outermost peripheral portion of the square grid array when divided into a control rod side region A (not shown) and an anti-control rod side region B (same) Of these, the total number of parts belonging to the control rod side region A is two or less (two in this embodiment). Further, at this time, the gadolinia concentration (in this embodiment, g1) of the fuel rod 2 (fuel rod symbol G1) facing the control rod 8 is the other gadolinia-containing fuel rod (that is, the fuel rod symbol G1). The average flammable poison concentration of the fuel rods 2 that do not oppose the control rod 2 and the fuel rods 2 of the fuel rod symbol G2) (in this embodiment, (2g1 + 2g2) / 4) becomes smaller. Yes,
In addition, when the fuel assembly is divided into square cells at an arbitrary horizontal cross section, more than 50% of the cells each including gadolinia-filled uranium fuel rods are MOX fuel rods or gadolinia-filled uranium fuel rods. It arrange | positions so that two sides which are not adjacent to the containing cell may be provided. In other words, in this embodiment, five cells, each of which contains gadolinia-filled uranium fuel rods 2 (fuel rod symbols G1, G2), and five cells out of the two cells, are 50% or more of the MOX fuel rods 2. It has two sides that are not adjacent to the cell containing (fuel rod symbol 1, 2) or the cell containing gadolinia-containing uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol G1, G2).
[0111]
Also in the present embodiment, the effects (1), (2), (3), (4), and (5) described above can be obtained based on the same principle as in the first embodiment.
[0112]
The above-mentioned linear power density represents the output per unit length of the fuel rod, and the value becomes higher if the heat generation length of the fuel rod is short even in the fuel assembly having the same output. For this reason, it is more difficult to suppress the linear power density of the fuel assembly of the 8 × 8 lattice arrangement than the fuel assembly of the 9 × 9 lattice arrangement, and generally the extraction combustion is lower than that of the fuel assembly of the 9 × 9 lattice arrangement. Often set to degrees. The present invention can also be applied to an 8 × 8 grid array fuel assembly as in this embodiment. In this case, in the 8 × 8 grid array MOX fuel assembly, the local output peaking coefficient is suppressed and the fuel assembly is suppressed. The body average fissile material amount can be increased, and it can cope with higher burnup.
[0113]
In the first to fourth embodiments described above, the fuel assemblies in the 8 × 8 square lattice array and the fuel assemblies in the 9 × 9 square lattice array, which are mainly used in the current core, are used. Although the embodiment has been described, the present invention is not limited to this. For example, the present invention can also be applied to a MOX fuel assembly having a square lattice arrangement of 10 × 10 or more, and similar effects can be obtained.
[0114]
A fifth embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. The present embodiment is an embodiment of a core loaded with the fuel assembly 1 according to the first embodiment and a method of operating the reactor. Parts equivalent to those in the first to fourth embodiments are denoted by the same reference numerals, and description thereof is omitted as appropriate.
[0115]
FIG. 10 shows that the core according to the present embodiment completes a predetermined operation cycle after the start of operation, replaces a predetermined number (168 in this example) of fuel assemblies, and starts the next operation cycle. It is a 1/4 transverse cross section showing a state of time.
As shown in FIG. 10, the core of this embodiment is composed of 764 fuel assemblies (FIG. 10 shows 191 of the fuel assemblies), and the uranium fuel assembly and the MOX fuel. The core is loaded with the assembly at a ratio of about 3 to 2 fuel bodies. That is, 304 MOX fuel assemblies 1 according to the first embodiment in which plutonium fuel rods and uranium fuel rods are arrayed (76 of which are shown in FIG. 10 are 76 bodies), and uranium fuel rods are arrayed. The uranium fuel assembly 1A has a known configuration of 460 (115 of which are shown in FIG. 10).
[0116]
Further, in FIG. 10, the numbers given to the fuel assemblies 1 and 1A represent an example of the number of in-reactor operation cycles (number of batches), and the number of batches for the MOX fuel assembly 1A is shown. It is displayed with circles. That is, in FIG. 10, the core of the present embodiment removes 168 fuel assemblies 1 and 1A in which combustion has proceeded relatively every time one operation cycle is completed, and the removed fuel assemblies and The same number of fuel assemblies 1 and 1A are newly loaded instead. At this time, 76 out of the extracted fuel bodies staying in the furnace for 4 cycles and taking out 92 bodies out of staying in the 5 cycles and taking out them are 92 in the average furnace of all fuel assemblies 1 and 1A. The stay operation cycle number (batch number) is about 4.5 batches.
[0117]
However, at this time, in the core of the present embodiment, the average extraction burn-up of the MOX fuel assembly 1 is higher than the average extraction burn-up of the uranium fuel assembly 1A (in other words, the MOX fuel assembly 1 stays in the reactor). The fuel assemblies are replaced in such a manner that the number of operating cycles is longer than the number of in-reactor operating cycles of the uranium fuel assembly 1A.
That is, as described above, the MOX fuel assembly 1 is loaded in the core at a ratio of 2/5 of the whole, but the ratio of the MOX fuel assembly 1 contained in 76 bodies that are taken out after staying 4 cycles. Is made smaller than the above 2/5, and the ratio of the MOX fuel assemblies 1 contained in the 92 bodies staying out for 5 cycles and taken out is made larger than the above 2/5.
[0118]
The number of batches in FIG. 10 shows an example of the replacement method as described above. When comparing fuel assemblies in the in-furnace years 1 to 4 cycles, the number of uranium fuel assemblies 1A and MOX fuel assemblies 1 The uranium fuel assembly 1A has a relatively large ratio of about 3.2 to 2. On the other hand, when the fuel assemblies in the 5-year stay in the reactor are compared with each other, the ratio of the number of uranium fuel assemblies 1A and MOX fuel assemblies 1 is about 11:12, and the MOX fuel assemblies 1 are relatively It is increasing. In this case, the average in-reactor cycle number of the MOX fuel assembly 1 is 4.8 batches, and the average in-reactor cycle number of the uranium fuel assembly 1A is 4.4 batches.
[0119]
The present embodiment configured as described above has the following effects.
[0120]
In general, as shown in FIG. 11, the MOX fuel assembly having a harder neutron spectrum than the uranium fuel assembly has a gradual slope of the infinite multiplication factor with respect to combustion, and the reaction is higher than that of the uranium fuel assembly even when the combustion proceeds. Have a degree. For this reason, even when comparing fuel assemblies that have advanced combustion and a large number of stay operation cycles (for example, the fifth cycle in the above embodiment), the MOX fuel assembly 1 has a higher reaction than the uranium fuel assembly 1A. Keeping the degree.
[0121]
Therefore, in the present embodiment, the above-described property is used to increase the proportion of the MOX fuel assembly 1 in the fuel assembly having a large number of stay operation cycles (that is, the fifth cycle). This makes it possible to obtain a higher reactivity than that of a conventional core in which the average number of operation in-core operation cycles of the MOX fuel assembly 1 and the uranium fuel assembly 1A is the same. On the other hand, when a core of the same level as the conventional one is configured, the enrichment of the uranium fuel assembly 1 can be reduced.
[0122]
At this time, as described above, the fuel assembly 1 of the first embodiment has a sufficiently low local output peaking at the end of combustion as in the conventional structure. Fuel integrity can be sufficiently secured even in the core where the average take-off burnup of the MOX fuel assembly 1 is high.
[0123]
【The invention's effect】
According to the present invention, in a MOX fuel assembly that achieves a high burnup, combustible combustion can be achieved while suppressing a decrease in the value of the control rod and preventing a decrease in the furnace stop margin regardless of whether the short fuel rod is used or not. The reactivity value of sex toxins can be improved.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a cross-sectional view showing the structure of a MOX fuel assembly according to a first embodiment of the present invention.
FIG. 2 is a partially broken perspective view showing the entire structure of the MOX fuel assembly shown in FIG.
FIG. 3 is an explanatory view showing the structure shown in FIG. 1 divided into a control rod side and a counter-control rod side and divided into cells.
FIG. 4 is a view showing a combustion change of the MOX fuel assembly shown in FIG. 1 at an infinite neutron multiplication factor together with a comparative example.
FIG. 5 is a diagram showing a combustion change in a local output peaking coefficient of the MOX fuel assembly shown in FIG. 1;
FIG. 6 is a view showing a modification in which a natural uranium blanket region is provided at the upper and lower ends in the axial direction of the effective fuel length of uranium fuel rods and gadolinia-filled uranium fuel rods.
FIG. 7 is a cross-sectional view of a MOX fuel assembly according to a second embodiment of the present invention.
FIG. 8 is a cross-sectional view of a MOX fuel assembly according to a third embodiment of the present invention.
FIG. 9 is a cross-sectional view of a MOX fuel assembly according to a fourth embodiment of the present invention.
FIG. 10 is a ¼ cross-sectional view showing the core of a nuclear reactor according to a fifth embodiment of the present invention.
FIG. 11 is a diagram showing a change in infinite multiplication factor between the uranium fuel assembly and the MOX fuel assembly.
[Explanation of symbols]
1 MOX fuel assembly
1A Uranium fuel assembly
2 Fuel rod
3 Water rod
3A water rod
4 cells
4-1 cells (cells containing MOX fuel rods)
4-2 cells (cells containing MOX fuel rods)
4-G1 cell (including uranium fuel rod with flammable poison)
4-G2 cell (including uranium fuel rod with flammable poison)
8 Control rod

Claims (12)

少なくとも、プルトニウム酸化物及びウラン酸化物を充填した複数のＭＯＸ燃料棒と、ウラン酸化物を充填し可燃性毒物を含有した複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒と、少なくとも１本の水ロッドとを正方格子状に配列したＭＯＸ燃料集合体において、
前記複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒は、前記正方格子状配列の最外周部分に配置された複数の第１毒物燃料棒と、前記水ロッドに隣接する格子位置に配置された少なくとも１つの第２毒物燃料棒とを含み、かつ、
前記第１毒物燃料棒の可燃性毒物濃度は、第２毒物燃料棒可燃性毒物濃度よりも小さくなっていることを特徴とするＭＯＸ燃料集合体。A plurality of MOX fuel rods filled with at least plutonium oxide and uranium oxide; a plurality of uranium fuel rods filled with uranium oxide and containing a flammable poison; and at least one water rod. In MOX fuel assemblies arranged in a square lattice,
The plurality of flammable poison-containing uranium fuel rods include a plurality of first poison fuel rods disposed on an outermost peripheral portion of the square lattice array and at least one first fuel rod disposed at a lattice position adjacent to the water rod. 2 poison fuel rods, and
The MOX fuel assembly according to claim 1, wherein the combustible poison concentration of the first poison fuel rod is smaller than the second poison fuel rod combustible poison concentration. 請求項１記載のＭＯＸ燃料集合体において、任意の燃料集合体横断面で前記正方格子状配列をそれぞれ１本の燃料棒が入る正方形のセルに分割したとき、前記複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒をそれぞれ含む複数のセルのうち５０％以上のセルは、前記ＭＯＸ燃料棒又は前記可燃性毒物入りウラン燃料棒を含むセルに隣接しない２辺を備えていることを特徴とするＭＯＸ燃料集合体。In claim 1 Symbol placement MOX fuel assemblies, when dividing the a cell of a square lattice array to enter the one of the fuel rods each square in any of the fuel assembly cross-section, said plurality of burnable poison containing uranium 50% or more of a plurality of cells each including fuel rods have two sides that are not adjacent to the MOX fuel rods or the cells containing the flammable poison containing uranium fuel rods. body. 請求項１記載のＭＯＸ燃料集合体において、前記第１毒物燃料棒は、前記正方格子状配列の４隅又はその隣接位置に配置されていることを特徴とするＭＯＸ燃料集合体。In MOX fuel assembly of claim 1 Symbol placement, the first poison fuel rods, it MOX fuel assembly, characterized in that arranged at four corners or the position adjacent to the square lattice array. 少なくとも、プルトニウム酸化物及びウラン酸化物を充填した複数のＭＯＸ燃料棒と、ウラン酸化物を充填し可燃性毒物を含有した複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒と、少なくとも１本の水ロッドとを正方格子状に配列したＭＯＸ燃料集合体において、
前記複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒は、前記正方格子状配列の最外周部分に配置された複数の第１毒物燃料棒と、前記水ロッドに隣接する格子位置に配置された少なくとも１つの第２毒物燃料棒とを含み、かつ、
燃料集合体内部を、前記正方格子状配列の４隅のうち前記制御棒の翼端近傍に位置する２隅の２本の燃料棒を通る直線で制御棒側領域と反制御棒側領域とに２等分したとき、前記第１毒物燃料棒のうち前記制御棒側領域に属する部分の合計は２本以下であり、
前記第１毒物燃料棒のうち前記制御棒側に対向するものの可燃性毒物濃度は、それ以外の前記可燃性毒物入りウラン燃料棒の平均可燃性毒物濃度よりも小さくなっており、
任意の燃料集合体横断面で前記正方格子状配列をそれぞれ１本の燃料棒が入る正方形のセルに分割したとき、前記複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒をそれぞれ含む複数のセルのうち５０％以上のセルは、前記ＭＯＸ燃料棒又は前記可燃性毒物入りウラン燃料棒を含むセルに隣接しない２辺を備えていることを特徴とするＭＯＸ燃料集合体。 A plurality of MOX fuel rods filled with at least plutonium oxide and uranium oxide; a plurality of uranium fuel rods filled with uranium oxide and containing a flammable poison; and at least one water rod. In MOX fuel assemblies arranged in a square lattice,
The plurality of flammable poison-containing uranium fuel rods include a plurality of first poison fuel rods disposed on an outermost peripheral portion of the square lattice array and at least one first fuel rod disposed at a lattice position adjacent to the water rod. 2 poison fuel rods, and
The inside of the fuel assembly is divided into a control rod side region and an anti-control rod side region by straight lines passing through two fuel rods at two corners located near the blade tip of the control rod among the four corners of the square lattice array. When divided into two equal parts, the total of the parts belonging to the control rod side region of the first toxic fuel rod is 2 or less,
The flammable poison concentration of the first toxic fuel rod facing the control rod side is smaller than the average flammable poison concentration of the other uranium fuel rods containing the flammable poison,
50% of the plurality of cells each including the plurality of flammable poison-containing uranium fuel rods when the square lattice array is divided into square cells each containing one fuel rod in an arbitrary fuel assembly cross section. The above cell has two sides which are not adjacent to the cell containing the MOX fuel rod or the uranium fuel rod containing the combustible poison. 少なくとも、プルトニウム酸化物及びウラン酸化物を充填した複数のＭＯＸ燃料棒と、ウラン酸化物を充填し可燃性毒物を含有した複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒と、少なくとも１本の水ロッドとを正方格子状に配列したＭＯＸ燃料集合体において、
前記複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒は、前記正方格子状配列の最外周部分に配置された複数の第１毒物燃料棒と、前記水ロッドに隣接する格子位置に配置された少なくとも１つの第２毒物燃料棒とを含み、かつ、
燃料集合体内部を、前記正方格子状配列の４隅のうち前記制御棒の翼端近傍に位置する２隅の２本の燃料棒を通る直線で制御棒側領域と反制御棒側領域とに２等分したとき、前記第１毒物燃料棒のうち前記制御棒側領域に属する部分の合計は２本以下であり、
前記第１毒物燃料棒のうち前記制御棒側に対向するものの可燃性毒物濃度は、それ以外の前記可燃性毒物入りウラン燃料棒の平均可燃性毒物濃度よりも小さくなっており、
前記第１毒物燃料棒は、前記正方格子状配列の４隅又はその隣接位置に配置されていることを特徴とするＭＯＸ燃料集合体。 A plurality of MOX fuel rods filled with at least plutonium oxide and uranium oxide; a plurality of uranium fuel rods filled with uranium oxide and containing a flammable poison; and at least one water rod. In MOX fuel assemblies arranged in a square lattice,
The plurality of flammable poison-containing uranium fuel rods include a plurality of first poison fuel rods disposed on an outermost peripheral portion of the square lattice array and at least one first fuel rod disposed at a lattice position adjacent to the water rod. 2 poison fuel rods, and
The inside of the fuel assembly is divided into a control rod side region and an anti-control rod side region by straight lines passing through two fuel rods at two corners located near the blade tip of the control rod among the four corners of the square lattice array. When divided into two equal parts, the total of the parts belonging to the control rod side region of the first toxic fuel rod is 2 or less,
The flammable poison concentration of the first toxic fuel rod facing the control rod side is smaller than the average flammable poison concentration of the other uranium fuel rods containing the flammable poison,
The MOX fuel assembly according to claim 1, wherein the first poisonous fuel rods are arranged at four corners of the square lattice array or adjacent positions thereof. 請求項３又は５記載のＭＯＸ燃料集合体において、前記第１毒物燃料棒のうち、前記正方格子状配列の最外周部分の形成する４辺の制御棒側２辺中の格子位置にあるものは、前記正方格子状配列の４隅のいずれかに配置されていることを特徴とするＭＯＸ燃料集合体。6. The MOX fuel assembly according to claim 3 , wherein among the first poison fuel rods, those located at lattice positions in two sides on the control rod side of four sides formed by the outermost peripheral portion of the square lattice array. The MOX fuel assembly is arranged at any one of the four corners of the square lattice array. 請求項６記載のＭＯＸ燃料集合体において、前記正方格子状配列の４隅のうち反制御棒側の１隅に配置され、ウラン酸化物を充填し可燃性毒物を含有しないウラン燃料棒をさらに有し、かつ、このウラン燃料棒の隣接位置に、前記第１毒物燃料棒を配置したことを特徴とするＭＯＸ燃料集合体。7. The MOX fuel assembly according to claim 6 , further comprising: a uranium fuel rod which is disposed at one corner on the side opposite to the control rod among the four corners of the square lattice array and which is filled with uranium oxide and does not contain a flammable poison. The MOX fuel assembly is characterized in that the first toxic fuel rod is disposed adjacent to the uranium fuel rod. 請求項３又は５記載のＭＯＸ燃料集合体において、前記第２毒物燃料棒のウラン濃縮度は、前記第１毒物燃料棒のウラン濃縮度よりも低くなっていることを特徴とするＭＯＸ燃料集合体。6. The MOX fuel assembly according to claim 3 , wherein the uranium enrichment of the second poison fuel rod is lower than the uranium enrichment of the first poison fuel rod. . 請求項１又は４又は５記載のＭＯＸ燃料集合体において、前記複数のＭＯＸ燃料棒は、プルトニウム富化度が２種類以下となっていることを特徴とするＭＯＸ燃料集合体。According to claim 1 or 4 or 5 Symbol mounting MOX fuel assemblies, said plurality of MOX fuel rods, MOX fuel assembly, characterized in that the plutonium enrichment is in the 2 or fewer. （旧請求項９）
請求項１又は４又は５記載のＭＯＸ燃料集合体と、ウラン酸化物を充填した複数のウラン燃料棒を備えたウラン燃料集合体とを混在させて装荷したことを特徴とする原子炉の炉心。(Old claim 9)
The claims 1 or 4 or 5 SL placement of MOX fuel assemblies, a nuclear reactor core, characterized in that the uranium fuel assembly having a plurality of uranium fuel rods filled with uranium oxide was loaded in a mixed . 請求項１０記載の原子炉の炉心において、前記ＭＯＸ燃料集合体の平均取出燃焼度が前記ウラン燃料集合体の平均取出燃焼度より高いことを特徴とする原子炉の炉心。The reactor core according to claim 10 , wherein an average extraction burn-up of the MOX fuel assembly is higher than an average extraction burn-up of the uranium fuel assembly. 請求項１０記載の原子炉の炉心に対し、所定の運転サイクルが経過するごとに、前記ＭＯＸ燃料集合体又は前記ウラン燃料集合体のうち少なくとも１つを取り外し、該取り外された燃料集合体の個数と同数の、前記ＭＯＸ燃料集合体又は前記ウラン燃料集合体を新たに装荷することにより、燃料集合体の取り替えを行う原子炉の運転方法において、
前記ＭＯＸ燃料集合体の炉内滞在運転サイクル数が前記ウラン燃料集合体の炉内滞在運転サイクル数よりも長くなるように、前記の取り替えを行うことを特徴とする原子炉の運転方法。The core of the nuclear reactor according to claim 10 , wherein at least one of the MOX fuel assembly or the uranium fuel assembly is removed every time a predetermined operation cycle elapses, and the number of the removed fuel assemblies. In a method of operating a nuclear reactor in which the same number of MOX fuel assemblies or uranium fuel assemblies are newly loaded to replace the fuel assemblies,
A method of operating a nuclear reactor according to claim 1, wherein the replacement is performed so that the number of in-reactor operation cycles of the MOX fuel assembly is longer than the in-reactor operation cycle number of the uranium fuel assembly.
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