JP3907133B2 - Reactor core and method of operation - Google Patents

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Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は沸騰水型原子炉の炉心とその運転方法に係り、特に取出燃焼度の増大によって燃料経済性を大幅に向上させた初装荷燃料集合体からなる原子炉の炉心とその運転方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
原子炉が建設されて初めて炉心に装荷される燃料を初装荷燃料という。このような初装荷燃料として、かつては燃料集合体の濃縮度を統一したものを使用していたが、近年では、取出燃焼度を向上させるため、濃縮度の異なる複数の種類の燃料集合体を組み合わせて使用するようになった。但しいずれの場合においても、初装荷燃料の平均濃縮度は、第１サイクルの終了時に炉心の余剰反応度がほぼゼロとなるように、２．１〜２．５％の範囲に設定されている。
【０００３】
このような初装荷炉心の例として、燃料ウランの平均濃縮度の異なる４種類の燃料集合体の組み合わせからなる初装荷燃料によって構成された、従来の沸騰水型原子炉の燃料配置の一例を示す１／４炉心の構成図を、図１２に示す。この図に示す炉心１は８７２体の燃料集合体２、３、４、５で構成されており、またこの図においては升目□が１体の燃料集合体を表す。またここでは４種類の燃料集合体が使用されている。記号Ｈで示された燃料２は平均濃縮度が３．７％のものであり、燃料交換時に新たに装荷される取替燃料集合体の平均濃縮度と等しい。また、記号Ｍ、Ｌ、Ｓで示された燃料集合体３、４、５は、それぞれ平均濃縮度が２．５％、１．６％、０．９％のものを示す。この燃料集合体３、４、５については、取替燃料集合体がそれぞれ１、２、３サイクルにわたって炉内に滞在した後の反応度とほぼ同等の反応度となるように、濃縮度を定めている。またここに示した炉心においては、燃料集合体２、３、４は各２００体、燃料集合体５は２７２体装荷されており、初装荷燃料の全体の平均濃縮度は２．１％である。
【０００４】
ここで用いられている４種類の燃料集合体２、３、４、５はともに高燃焼度燃料集合体の一例である。この高燃焼度燃料集合体の縦断面図を図１３（ａ）に示す。また図１３（ａ）におけるｂ−ｂ及びｃ−ｃ矢視方向断面図をそれぞれ図１３（ｂ）及び（ｃ）に示す。
【０００５】
ここに示した燃料集合体は、長尺燃料棒６と、長尺燃料棒６より短い短尺燃料棒７及び内部を冷却材が流れるウォータロッド８を、スペーサ９により９行９列の正方格子状に束ねて上部タイプレート１０及び下部タイプレート１１に固定して燃料棒束とし、この燃料棒束をチャンネルボックス１２で包囲して構成されている。短尺燃料棒７を採用することで、燃料集合体上部の冷却材流路を拡大して圧力損失を低減するとともに、炉停止余裕を向上させることができる。
【０００６】
また、図１２に示した初装荷炉心１においては、図中丸印で示した位置１３に制御棒が、合計２０５本具備されている。この制御棒１本とこれを包囲する４体の燃料棒を合わせて１体のセルと呼ぶ。この炉心の最外周の一部にはセルを構成しない燃料が存在する。
【０００７】
ところで、原子炉運転中に炉心の余剰反応度を適切に制御するために、図中の位置１３に配置された制御棒の少なくとも一部を移動させる。この際、制御棒の移動に伴って制御棒に隣接する燃料集合体の出力分布に歪みが生ずる。そこで、濃縮度が低い燃料集合体あるいは燃焼の進んだ反応度の低い燃料集合体を４体１組にして配したコントロールセルを炉心内に離散的に配置することで、この出力分布の歪みを緩和することができる。尚図１２においては、低濃縮度燃料集合体５からなるコントロールセル１４を太枠で示した。この炉心内には２１体のコントロールセル１４が配置されている。
【０００８】
この図１２に示した初装荷炉心により原子炉を運転し、第１サイクルが終了すると、この炉心内の反応度の低下した燃料集合体約２００体を炉心から取り出し、新たに取替燃料集合体を装荷して第２サイクルの運転を行う。以下同様に、第３、第４サイクル…と運転を繰り返す。
【０００９】
ところで近年、このような初装荷燃料集合体の取出燃焼度を増大させ、もって燃料の経済性を向上させるための開発が進められている。そのためには初装荷燃料の平均濃縮度を高める必要があるが、一方で濃縮度を高めると特に第１サイクル及び第２サイクルにおいて余剰反応度が増加し、また炉停止余裕が低下するという、２つの課題が生じる。
【００１０】
沸騰水型原子炉では一般に、炉心の余剰反応度を１〜２％Δｋの適正な範囲に制御するために、燃料集合体を構成する一部の燃料棒にガドリニア等の可燃性毒物を含有させている。燃料集合体１体あたりの可燃性毒物入り燃料棒の本数は、サイクル初期における余剰反応度が適切な範囲内となるように、また可燃性毒物の濃度はサイクル長さを考慮して、それぞれ設定される。図１２に示した平均濃縮度２．１％の初装荷炉心において、燃料集合体２、３、４を構成する適切な本数の燃料棒を、濃度７．５％でガドリニアを混合した燃料棒とした場合、第１サイクルの余剰反応度は、１．５〜２％Δｋの範囲でほぼ一定して推移し、サイクル末期にはほぼゼロとなる。
【００１１】
ところが、初装荷燃料の平均濃縮度を高くすると、原子炉の運転期間が一定であっても、サイクル中期以降の余剰反応度が増大してしまう。たとえば図１２における初装荷燃料において各燃料集合体２、３、４、５の装荷体数を調整して平均濃縮度を２．７％とした場合の初装荷炉心では、余剰反応度がサイクル後半で３％Δｋを超える。
【００１２】
また、平均濃縮度を高くすると、一般に原子炉運転時の反応度と原子炉停止時の反応度との差が大きくなる。従って、平均濃縮度を従来よりも大幅に高めた初装荷炉心においては、仮に余剰反応度を適正な範囲内に制御できたとしても、十分な炉停止余裕を確保することが困難となる。ここで炉停止余裕とは、通常原子炉停止時には全ての制御棒が炉心に挿入されるのに対し、何らかの理由により１本の制御棒が炉心に挿入されないような場合、特に最大反応度価値の制御棒が挿入されない場合の未臨界度のことをいう。こうした場合においても原子炉を未臨界に保つことが設計上要求される。
【００１３】
こうした課題に対して、第１サイクル及び第２サイクルにおける余剰反応度を適正な範囲に制御するとともに、十分な炉停止余裕を確保することを目的とする発明が、特開平７−２４４１８４号公報に開示されている。同公報の請求項３及び４に記載された発明では、第１サイクルの炉停止余裕を確保するための手段として、低濃縮度燃料と高濃縮度燃料の炉内での配置を規定している。また同公報の請求項５乃至７に記載された発明では、第２サイクルの余剰反応度を低減しさらに燃料の燃焼効率を向上させるための手段として、第１サイクルから第２サイクルに移行する際の燃料の移動を規定している。また同公報の請求項９乃至１２に記載された発明では、第１サイクルと第２サイクルの余剰反応度を適正な範囲に制御するとともに炉心径方向の出力分布の歪みを平坦化するための手段として、初装荷燃料のうち最高濃縮度の燃料を可燃性毒物入り燃料棒の本数が異なる２種類の燃料からなるものとして、各燃料の炉心内での配置を規定している。また同公報の請求項１９及び２０に記載された発明では、第２サイクルにおける余剰反応度を低減するために、燃料集合体内での可燃性毒物入り燃料棒の配置を規定している。
【００１４】
【発明が解決しようとする課題】
余剰反応度を制御するために、可燃性毒物濃度を高く設定して可燃性毒物を長寿命化する方法がある。しかし可燃性毒物の濃度を過度に高めると燃料棒の熱伝導度が低下して燃料温度が上昇しやすくなるので、燃料の健全性を高く維持するためにも可燃性毒物の濃度は低い方が望ましい。
【００１５】
可燃性毒物の濃度を変えずに長寿命化する方法として、可燃性毒物入り燃料棒を、燃料集合体内においてウォータロッドに面しない位置に配置する方法がある。すなわち、可燃性毒物は減速した低エネルギーの中性子ほどよく吸収する性質があるので、中性子を減速する冷却水が多く存在するウォータロッドに面した位置を避けて配置することで、中性子の吸収を抑制し可燃性毒物としての効果を長期化させることができる。
【００１６】
一方、可燃性毒物入り燃料棒をウォータロッドに面する位置に配置した場合には、炉停止余裕が向上するという利点がある。高温の原子炉運転状態と比較して、水の密度が大きく低温の原子炉停止状態の方が、中性子の減速作用が大きい。そのため可燃性毒物入り燃料棒をウォータロッドの近くに配置した場合、可燃性毒物による中性子吸収効果は原子炉運転時よりも原子炉停止状態において大きくなり、その結果炉停止余裕が向上する。
【００１７】
特開平７−２４４１８４号公報に開示されている請求項１９及び２０記載の発明に係る燃料集合体では、少なくとも１本の可燃性毒物入り燃料棒がＸ方向及びＹ方向において他の４本の可燃性毒物入り燃料棒と面するように配置されている。すなわち、５本の可燃性毒物入り燃料棒が十字型に配置されている。この十字型配置の可燃性毒物入り燃料棒のうち、特に中央に位置する燃料棒においてその可燃性毒物の中性子吸収効果が抑制されるため、可燃性毒物によるこの効果を長期間持続させることができる。しかしながら、上述したようなウォータロッドに面する位置に可燃性毒物入り燃料棒を配置することから生じる利点や課題を考え、原子炉の炉心における余剰反応度の適切な制御と炉停止余裕の確保という２つの点を同時に改善するために、燃料集合体中のどの位置に可燃性毒物入り燃料棒を配置するべきかについては、従来は考慮されてこなかった。
【００１８】
本発明は上記の事情に鑑みなされたもので、初装荷燃料の平均濃縮度を高めた原子炉の炉心において、余剰反応度を適切な範囲に制御するとともに十分な炉停止余裕を確保し、さらに初装荷燃料の取出燃焼度を増大させることで燃料の経済性を大幅に向上させた原子炉の炉心を提供することを目的とする。
【００１９】
【課題を解決するための手段】
上記目的を達成するため、本発明では、核燃料物質を含み可燃性毒物を含まない第１群の燃料棒と、核燃料物質及び可燃性毒物を含む第２群の燃料棒と、内部を冷却水が流れるウォータロッドとを格子状に束ねて構成された燃料集合体を複数具備する原子炉の炉心において、平均濃縮度が異なる少なくとも２種類の燃料集合体を具備し、かつこれらの燃料集合体のうち最高濃縮度の燃料集合体には、第１の燃料集合体と、前記第２群の燃料棒のうち前記ウォータロッドに面する位置に配置されている燃料棒の割合が前記第１の燃料集合体より小さい第２の燃料集合体とが含まれ、炉心内には１本の制御棒とこれを包囲する４体の燃料集合体とから構成されるセルが多数配置されており、炉心最外周の少なくとも一部には前記第１の燃料集合体または前記第２の燃料集合体が装荷され、かつ前記炉心を、炉心最外周に位置する燃料集合体と前記炉心最外周に位置する燃料集合体を少なくとも１体含むセルを構成する燃料集合体とからなる炉心周辺領域と、この炉心周辺領域に属さない炉心内部領域とに分けたとき、前記炉心内部領域における第１の燃料集合体と第２の燃料集合体の体数の比は、前記炉心周辺領域における前記第１の燃料集合体と第２の燃料集合体の体数の比より大きいことを特徴とする原子炉の炉心を提供する。
【００２０】
可燃性毒物を含む第２群の燃料棒のうち、ウォータロッドに面する位置に配置されている燃料棒の割合の異なる２種類の燃料集合体の一例として、２種類の燃料集合体１５、１６の燃料棒配置を示す断面図を、それぞれ図８（ａ）及び（ｂ）に示す。また、各燃料集合体１５、１６の無限増倍率を示すグラフを図９に示す。
【００２１】
可燃性毒物を含む第２群の燃料棒１７及び１８を、図中では記号Ｇで表す。図８に示した燃料集合体１５、１６は、いずれも１０本の第２群の燃料棒を含む。またこの第２群の燃料棒Ｇのうちウォータロッドに面する位置に配置されている燃料棒（図中符号１８で示した。）の割合は、燃料集合体１５では２０％、燃料集合体１６では０％である。
【００２２】
図９はこれらの燃料集合体１５及び１６の無限増倍率の燃焼推移を示すグラフである。ここでは、燃料集合体１５及び１６の原子炉運転時の無限増倍率をそれぞれａ、ｂとし、また原子炉停止時の無限増倍率をそれぞれｃ、ｄとしている。またいずれの場合も制御棒が未挿入の状態である。原子炉停止時には実際は全ての制御棒が挿入されるが、炉停止余裕を考えるうえでは何らかの理由により１本の制御棒が挿入されない場合を想定する必要があるため、ここでは制御棒未挿入の条件下で考察する。
【００２３】
原子炉運転状態では、燃焼初期段階では燃料集合体１５に比べて燃料集合体１６の無限増倍率ｂが大きいが、燃焼が進むにつれて今度は燃料集合体１５の無限増倍率ａの方が大きくなる。従って燃料集合体１６の方が可燃性毒物の中性子吸収効果が小さく、可燃性毒物の寿命が長いことがわかる。一方原子炉停止状態では、燃焼初期から長期にわたり、燃料集合体１６に比べて燃料集合体１５の無限増倍率ｃが小さい。すなわち燃料集合体１５の方が炉停止余裕を改善する。
【００２４】
よってこれらの燃料集合体の特性を有効に用いることにより、炉停止余裕の改善と長期間にわたる余剰反応度の低減を同時に達成することができる。たとえば、炉心内で炉停止余裕が厳しくなりやすい場所には、第２群の燃料棒のうちウォータロッドに面した位置に配置された燃料棒の割合の比較的大きい燃料集合体１５を多く配置し、また炉停止余裕の面でそれほど厳しくない位置には燃料集合体１６を多く配置すると効果的である。
【００２５】
さらに本発明では、平均濃縮度が異なる少なくとも２種類の燃料集合体を具備し、かつこれらの燃料集合体のうち最高濃縮度の燃料集合体には、第１の燃料集合体と、前記第２群の燃料棒のうち前記ウォータロッドに面する位置に配置されている燃料棒の割合が前記第１の燃料集合体より小さい第２の燃料集合体とが含まれることを特徴とする原子炉の炉心を提供する。
【００２６】
平均濃縮度が異なる２種類以上の燃料集合体が装荷された炉心では、最高濃縮度が装荷されているセルの位置において炉停止余裕が厳しくなりやすい。また、燃料の濃縮度を高くするほど中性子スペクトルがエネルギーの高い方へ移動する現象（中性子硬化）により、可燃性毒物による中性子吸収の効果は濃縮度の高い燃料ほど小さくなる。よって、炉心の余剰反応度を長期にわたって抑制するためには、最高濃縮度の燃料集合体に含まれる可燃性毒物の寿命を伸長させることが最も効果的である。従って、２種類以上に分類された最高濃縮度の燃料集合体において、第２群の燃料棒のうちウォータロッドに面する位置に配置されている燃料棒の割合が異なるように設計することにより、炉停止余裕の改善と余剰反応度抑制効果の一層の長期化を図ることができる。
【００３４】
さらに本発明では、炉心内には１本の制御棒とこれを包囲する４体の燃料集合体とから構成されるセルが多数配置されており、かつ前記炉心を、炉心最外周に位置する燃料集合体と前記炉心最外周に位置する燃料集合体を少なくとも１体含むセルを構成する燃料集合体とからなる炉心周辺領域と、この炉心周辺領域に属さない炉心中心領域とに分けたとき、前記炉心内部領域における第１の燃料集合体と第２の燃料集合体の体数の比は、前記炉心周辺領域における前記第１の燃料集合体と第２の燃料集合体の体数の比より大きいことを特徴とする原子炉の炉心を提供する。
【００３５】
上述したように、第１の燃料集合体は主に炉停止余裕を改善する作用を有し、また第２の燃料集合体は主に可燃性毒物の寿命を伸長させる作用を有する。
図１０は、同一仕様の燃料集合体のみからなる原子炉の炉心における、原子炉停止時の制御棒価値の分布の一例を示す１／４炉心の構成図である。ここでは径方向での制御棒価値の最大値を１として、相対値を示した。この図より、炉心周辺領域に属するセルの制御棒価値は、炉心内部領域に属するセルと比べて著しく低いことがわかる。このため、炉心内部領域において可燃性毒物による炉停止余裕の改善効果を高くすることが要求される一方、炉心周辺領域においてはそれほど厳しい要求はなく、可燃性毒物による効果が小さい場合でも十分な炉停止余裕を確保することができる。
【００３６】
従って、炉心周辺領域には、第１の燃料集合体と比べて炉停止余裕の改善効果の小さい第２の燃料集合体を多く配置することができる。この炉心周辺領域では中性子の一部が炉心外に漏れ出すため、この位置に装荷された燃料集合体の出力が低く燃焼の進行が遅いので、可燃性毒物の寿命は相対的に長くなる。よってこの炉心周辺領域に配置された第２の燃料集合体に関しては可燃性毒物の寿命をさらに伸長させることができる。
【００３７】
また、図９によれば、燃焼初期から燃焼前半にわたって、第１の燃料集合体と比べて第２の燃料集合体の運転時の無限増倍率が大きいことがわかる。よって第２の燃料集合体を出力の低い炉心周辺領域に多く配置することにより、炉心内の径方向の出力分布の歪みを平坦化することができる。
【００３８】
さらに本発明では、炉心周辺領域においては第２の燃料集合体の体数が第１の燃料集合体の体数より多いことを特徴とする原子炉の炉心を提供する。また、炉心内部領域においては第１の燃料集合体の体数が第２の燃料集合体の体数より多いことを特徴とする原子炉の炉心を提供する。また、炉心周辺領域において装荷される最高濃縮度の燃料集合体は第２の燃料集合体であることを特徴とする原子炉の炉心を提供する。
【００３９】
炉心周辺領域に第２の燃料集合体を多く配置することにより、高い炉停止余裕を維持しつつも、炉心全体として可燃性毒物の寿命を伸長させることができる。また炉心内部領域に第１の燃料集合体を多く配置することにより、可燃性毒物の寿命を長く維持しつつも、炉停止余裕をさらに向上させることができる。同時に、第１の燃料集合体を配置することにより元来出力が大きい炉心内部領域の出力を下げ、径方向の出力分布の歪みをさらに平坦化することができる。
【００４０】
さらに本発明では、炉心内に多数配置されたセルの一部が反応度の低い燃料集合体４体からなるコントロールセルであり、かつ前記炉心内での前記コントロールセルに面するセルまたは最低濃縮度の燃料集合体を少なくとも１体含むセルに装荷される第１の燃料集合体と第２の燃料集合体の体数の比が、前記炉心内部領域での前記コントロールセル以外の前記コントロールセルに面しないかつ最低濃縮度の燃料集合体を含まないセルに装荷される前記第１の燃料集合体と第２の燃料集合体の体数の比よりも小さいことを特徴とする原子炉の炉心を提供する。
【００４１】
また本発明では、炉心内部領域において、第２の燃料集合体はコントロールセルに面するセルまたは最低濃縮度の燃料集合体を少なくとも１体含むセルにのみ装荷されていることを特徴とする原子炉の炉心を提供する。
【００４２】
図１１は、コントロールセル１４を２１個配置した原子炉の炉心における、原子炉停止時の制御棒価値の分布の一例を示す１／４炉心の構成図である。この炉心は図中太枠で示された位置１４に低濃縮度燃料集合体からなるコントロールセルを配置し、コントロールセル以外の位置には全て同一仕様の高濃縮度燃料集合体を配置した。またここでは径方向での制御棒価値の最大値を１として、相対値を示した。この図より、コントロールセルにおいては、高濃縮度燃料集合体のみからなるセルと比べて制御棒価値が小さいことがわかる。ただし、高濃縮度燃料集合体のみからなるセルのうちコントロールセルと面する位置にあるセルは、コントロールセルに面しないセルと比べて制御棒価値が１０〜２０％程度小さい。また、低濃縮度燃料集合体を少なくとも１体含むセルは相対的に制御棒価値が小さいので、十分な炉停止余裕がある。従って、このような制御棒価値が小さいセルに、炉停止余裕が相対的に厳しい第２の燃料集合体を多く配置することにより、十分な炉停止余裕を確保しつつ炉心全体としての可燃性毒物の寿命を伸長させることができる。
【００４３】
さらに本発明では、炉心内部領域における第１の燃料集合体と第２の燃料集合体の体数の比を、第１サイクルにおいては炉心周辺領域における前記第１の燃料集合体と第２の燃料集合体の体数の比より大きく設定し、第２サイクルにおいては前記炉心周辺領域における前記第１の燃料集合体と第２の燃料集合体の体数の比より小さく設定することを特徴とする原子炉の炉心の運転方法を提供する。
【００４４】
この構成によれば、第１サイクルでは、制御棒価値の小さい炉心周辺領域に第２の燃料集合体が多く装荷されることから、上述したように、炉停止余裕の改善と可燃性毒物の寿命の伸長という２つの課題を同時に達成できるとともに径方向出力分布を平坦化することができる。また第２サイクルでは、第１サイクルで炉心周辺領域に装荷されて燃焼の進行が遅くまだ多くの可燃性毒物を残している第２の燃料集合体の一部を、炉心全体の実効増倍率への寄与が大きい炉心内部領域に配置するため、余剰反応度を十分低くすることができる。また図９によれば、燃焼後半においては、第１の燃料集合体と比べて第２の燃料集合体の原子炉運転時の無限増倍率が大きいことがわかる。よって上記構成により、第２サイクルにおいて径方向出力分布の歪みを平坦化することができる。
【００４５】
さらに本発明では、炉心周辺領域において第１の燃料集合体の体数は、第１サイクルでは第２の燃料集合体の体数より少なくかつ第２サイクルでは第２の燃料集合体の体数より多いことを特徴とする原子炉の炉心の運転方法を提供する。また、炉心内部領域において第１の燃料集合体の体数は、第１サイクルでは第２の燃料集合体の体数より多くかつ第２サイクルでは第２の燃料集合体の体数より少ないことを特徴とする原子炉の炉心の運転方法を提供する。
【００４６】
この構成により、特に第２サイクルにおいて余剰反応度を低く制御しつつ径方向の出力分布の歪みを平坦化することができる。
さらに本発明では、炉心の最外周には最高濃縮度の燃料集合体として、第１サイクルでは第２の燃料集合体を、また第２サイクルでは第１の燃料集合体を装荷することを特徴とする原子炉の炉心の運転方法を提供する。
【００４７】
制御棒価値が小さい炉心周辺領域の中でも炉心最外周は、炉停止余裕への影響が少なく、かつ炉心内で径方向で最も出力の小さい領域にあたる。従って上記構成によれば、第１サイクルにおいては、炉停止余裕を悪化させることなく可燃性毒物の燃焼の進行を最大限に遅らせることができると同時に径方向の出力分布の歪みを平坦化することができる。また第２サイクルにおいては、余剰反応度をさらに低減させることができると同時に径方向の出力分布を平坦化させることができる。
【００４８】
さらに本発明では、第１サイクルから第２サイクルに移行する際に、炉心内部領域内の低濃縮度燃料集合体４体からなるコントロールセルに装荷された低濃縮度燃料集合体を、前記コントロールセル以外に装荷された低濃縮度燃料集合体と交換することを特徴とする原子炉の炉心の運転方法を提供する。
【００４９】
また本発明では、第１サイクルから第２サイクルに移行する際に、炉心周辺領域に装荷された第２の燃料集合体を、炉心内部領域に装荷された第１の燃料集合体と交換することを特徴とする原子炉の炉心の運転方法を提供する。
【００５０】
【発明の実施の形態】
以下本発明の第１の実施形態について図面を参照して説明する。図１（ａ）は第１の実施形態に係る原子炉の１／４炉心の燃料配置構成図である。この炉心に装荷する燃料集合体の基本構成は図１３に示した従来の沸騰水型原子炉の燃料集合体と同じである。図１（ａ）において記号Ａ及びＢは、それぞれ平均濃縮度３．７％の高濃縮度初装荷燃料集合体１９及び２０を表し、また記号Ｌは平均濃縮度１．６％の低濃縮度初装荷燃料集合体２１を表す。この高濃縮度燃料集合体１９、２０の平均濃縮度は、燃料交換時に装荷する取替燃料集合体の濃縮度と等しい。またこの初装荷炉心には、高濃縮度燃料集合体ＡとＢは合わせて６８８体、低濃縮度燃料集合体Ｌは１８４体装荷されており、初装荷炉心全体の平均濃縮度は３．３％である。
【００５１】
またこの炉心は、炉心最外周に位置する燃料集合体とこの炉心最外周に位置する燃料集合体を少なくとも１体含むセルを構成する燃料集合体とからなる炉心周辺領域３０と、この炉心周辺領域３０に属さない炉心内部領域３１とに分けられる。図１（ａ）中の２重線はこの炉心周辺領域３０と炉心内部領域３１との境界を示している。
【００５２】
図１（ａ）に太枠で示すように、低濃縮度燃料集合体２１が４体で構成されるコントロールセル１４が、炉心内に２１個配置されている。またコントロールセル１４以外にも、低濃縮度燃料集合体２１は炉心内にほぼ均等に装荷されている。
【００５３】
各燃料集合体の軸方向の濃縮度の分布の構成図を図２に示す。またここでは、可燃性毒物としてガドリニアを用いたガドリニア入り燃料棒を一部採用しており、この燃料棒の軸方向の分布構成についても示す。図２（ａ）は高濃縮度燃料集合体１９、２０の構成図、図２（ｂ）は低濃縮度燃料集合体２１の構成図、図２（ｃ）は取替燃料集合体の構成図である。この図において例えば「３．９ｅ，１０Ｇ７．０」とは、「濃縮度が３．９％で、かつ７．０％濃度のガドリニア入り燃料棒を１０本有する」ことを示す。またこれらの燃料集合体はいずれも図１３に示した燃料集合体と同様の形状の高燃焼度燃料集合体であり、全長２４ノードのうち上端部２ノード及び下端部１ノードに、図中斜線で示すガドリニアを含有しない天然ウラン領域が設けられている。また図中の矢印は、図１２に示した短尺燃料棒７の上端を示す。これらの燃料集合体のうち図２（ｂ）及び（ｃ）に示した低濃縮度燃料集合体２１及び取替燃料集合体２２は、特開平７−２４４１８４号公報に開示された発明で図７に示された燃料集合体と同一である。
【００５４】
図３（ａ）及び（ｂ）は、それぞれ図１（ａ）で記号Ａ及びＢを付して示した高濃縮度燃料集合体１９及び２０の燃料棒の配置を示す断面図である。これらの断面図は図１３（ａ）の燃料集合体におけるｃ−ｃ矢視方向位置での断面図である。図３で記号Ｇで示した燃料棒がガドリニア入り燃料棒である。また１から４までの番号を付した燃料棒は、ガドリニアを含まず、また番号の若い順に濃縮度が高い燃料棒を示す。燃料集合体１９と２０とでは、燃料集合体中に配置されるガドリニアを含まない燃料棒４種類及びガドリニア入り燃料棒の構造や燃料集合体中の本数は同じである。但し図３に示すように、燃料集合体１９では１１本のガドリニア入り燃料棒のうち５本がウォータロッドに面しているのに対し、燃料集合体２０では１１本のガドリニア入り燃料棒のうち１本がウォータロッドに面している。すなわち、ガドリニア入り燃料棒のうちウォータロッドに接する位置に配置されている燃料棒の割合は、燃料集合体１９が５／１１、燃料集合体２０が１／１１であるから、燃料集合体１９の方がその割合が高い。
【００５５】
また、図３に示した燃料集合体１９及び２０中にそれぞれ１本存在する、図中符号１８を付したガドリニア入り燃料棒Ｇは、２本のウォータロッド８に面している。この燃料棒１８については、図２に示した軸方向分布構成図において図中矢印で示した部分より上部にはガドリニアを含まないものとする。また、図３に示した燃料集合体１９及び２０中にそれぞれ２本存在する、図中符号２３を付したガドリニア入り燃料棒Ｇは、Ｘ方向及びＹ方向で４本のガドリニア入り燃料棒に接している。尚ここでＸ方向及びＹ方向とは図３に矢印で示した方向をさすものとする。
【００５６】
このような配置とした場合、燃料集合体中のガドリニアが燃え尽きたときの燃焼度は約２５ＧＷｄ／ｔとなる。一方、同濃度のガドリニア入り燃料棒を上述した図８に示した燃料配置とした場合に、燃料集合体中のガドリニアが燃え尽きたときの燃焼度は約２０ＧＷｄ／ｔである。従って、図３のようにガドリニア入り燃料棒を配置することにより、図８の場合と比較してガドリニアの寿命を約２０％伸長させることができる。
【００５７】
図４は高濃縮度燃料集合体１９、２０の無限増倍率の燃焼推移を示すグラフである。ここでは高濃縮度燃料集合体１９及び２０の原子炉運転時の無限増倍率をそれぞれａ、ｂとし、また原子炉停止状態の無限増倍率をそれぞれｃ、ｄとしている。またいずれの場合も制御棒が未挿入の状態である。図４からわかるように、燃焼初期においては、燃料集合体２０と比べて燃料集合体１９の方が原子炉停止時の無限増倍率が小さいため炉停止余裕を改善する。一方燃焼が進み燃焼度が１５ＧＷｄ／ｔ超の段階では燃料集合体１９と比べて燃料集合体２０の方が原子炉運転時の無限増倍率が小さくなる。よって燃料集合体２０の方が燃料中のガドリニアの寿命が長い。
【００５８】
図１（ｂ）は図１（ａ）に示した配置での、炉心周辺領域３０及び炉心内部領域３１における、記号Ａ及びＢで示される高濃縮度燃料集合体１９及び２０の体数を表す表である。ここに示すように、炉心周辺領域３０では燃料集合体１９と比べて燃料集合体２０の体数が多く、また炉心内部領域３１では燃料集合体２０と比べて燃料集合体１９の体数が多い。また、炉心内部領域３１における燃料集合体１９と燃料集合体２０の体数の比は、炉心周辺領域３０における燃料集合体１９と燃料集合体２０の体数の比より大きい。尚ここで、燃料集合体１９と燃料集合体２０の体数の比とは、燃料集合体１９の体数を燃料集合体２０の体数で除した値である。
【００５９】
以上のような配置の結果、本実施形態に係る炉心は、初装荷燃料の平均濃縮度が３．３％と従来より高く設定しているにもかかわらず、約１〜２％Δｋの範囲内でほぼ一定した余剰反応度を示し、また１％Δｋ以上の十分な炉停止余裕を確保することができる。
【００６０】
以下本実施形態の作用について、図１に示した炉心において記号Ａ及びＢで示した２種類の高濃縮度燃料集合体１９、２０の位置に、全て燃料集合体１９を配置した場合あるいは全て燃料集合体２０を配置した場合と比較して説明する。図１に示した炉心において燃料集合体２０を全て燃料集合体１９で置き換えた炉心では、本実施形態と比較して炉停止余裕がやや改善されるが、炉心周辺領域の出力が低下するので径方向ピーキングが増大する。すなわち径方向の出力分布の歪みが大きくなる。また図１に示した炉心において燃料集合体１９を全て燃料集合体２０で置き換えた炉心では、本実施形態と比較して炉停止余裕が悪化するとともに、炉心内部領域の出力が増大するので径方向ピーキングが増大する。従って、本実施形態のように２種類の高濃縮度燃料１９、２０を適切な位置に配置することにより、径方向の出力分布の歪みを平坦化し、かつ十分な炉停止余裕を確保することができる。
【００６１】
以下本発明の第２の実施形態について、図面を参照して説明する。尚第１の実施形態と同様の構成部分については同一符号を付し詳細な説明を省略する。第２の実施形態に係る原子炉の炉心の運転方法においては、燃焼の第１サイクルと第２サイクルとで燃料配置のパタンが異なるため、第１サイクルから第２サイクルに移行する際に燃料配置を一部変更する。本実施形態の第１サイクルにおける原子炉の炉心は、第１の実施形態において図１に示した炉心と同じものである。第２サイクルにおける炉心について図５に示す。図５（ａ）は本実施形態の第２サイクルにおける原子炉の１／４炉心の燃料配置構成図、図５（ｂ）は図５（ａ）に示した配置での、炉心周辺領域３０及び炉心内部領域３１における、記号Ａ及びＢで示された高濃縮度燃料集合体１９及び２０の体数を表す表である。
【００６２】
第１サイクルが終了し第２サイクルに移行する際には、初装荷燃料集合体と取替燃料集合体との交換は行わず、初装荷燃料集合体の配置の変更のみを行う。まず、第１サイクルにおいて炉心内部領域３１内のコントロールセル１４に装荷された低濃縮度燃料集合体２１を、コントロールセル以外に装荷された低濃縮度燃料集合体２１と交換する。第１サイクルに比べて余剰反応度が増加するのに備えて、第２サイクルでは符号１４ａで示した箇所に新しくコントロールセル４個を配置して全部で２５個としている。
【００６３】
また高濃縮度燃料集合体については、第１サイクルで炉心周辺領域３０に装荷されていた燃料集合体２０と第１サイクルで炉心内部領域３１に装荷されていた燃料集合体１９とを交換する。この結果、炉心の最外周には高濃縮度燃料集合体として、第１サイクルでは燃料集合体２０が配置されたが、第２サイクルでは燃料集合体１９が配置されることになる。またこの燃料集合体の交換により、炉心周辺領域３０及び炉心内部領域３１における燃料集合体１９及び２０の体数は、この交換により図１（ｂ）から図５（ｂ）の表に示すように変化する。すなわち、第１サイクルにおいて炉心内部領域３１における燃料集合体１９と燃料集合体２０の体数の比は、炉心周辺領域３０における燃料集合体１９と燃料集合体２０の体数の比より大きいが、第２サイクルにおいてはこの両者の大小関係が逆転している。
【００６４】
以下本実施形態の作用について説明する。第１サイクルにおいては第１の実施形態と同様の作用が得られる。第１サイクルでは炉心周辺領域３０は出力が低いため、炉心周辺領域３０に配置された燃料集合体２０は炉心内部領域３１に比べ相対的に燃焼が進まない。また上述したように燃料集合体２０内のガドリニアの寿命は燃料棒配置の作用により伸長されている。よって、燃料集合体２０内のガドリニアは第１サイクル終了時においてもまだ十分に残っている。従って第２サイクルにおいて、この燃料集合体２０を炉心内部領域３１に多く配置することによって、主に炉心内部領域３１に位置するガドリニアの作用により、余剰反応度を十分低くして適切な範囲内に制御することができる。
【００６５】
無限増倍率の推移を示した図４において、記号ｆ１及びｆ２は、それぞれ本実施形態における第１サイクル及び第２サイクルの燃焼期間を表すものとする。図４からわかるように、炉心内部領域３０に配置された燃料集合体１９の無限増倍率ａは、第１サイクルでは燃料集合体２０の無限増倍率ｂよりも小さいが、燃焼が進み第２サイクルへ移行すると逆転して燃料集合体２０の無限増倍率ｂよりも大きくなる。従って、第２サイクルにおいて、無限増倍率が大きい燃料集合体１９を炉心周辺領域３０に配置し、かつガドリニアを多く残している燃料集合体２０を炉心内部領域３１に多く配置することにより、炉心の径方向の出力分布の歪みを低減することができる。
【００６６】
以下本発明の第３の実施形態について、図面を参照して説明する。尚第１または第２の実施形態と同様の構成部分については同一符号を付し詳細な説明を省略する。図６（ａ）は第３の実施形態に係る原子炉の１／４炉心の燃料配置構成図である。第３の実施形態に係る原子炉の炉心には低濃縮度、中濃縮度、高濃縮度の３種類の濃縮度の初装荷燃料が用いられている。尚図中で記号Ａ、Ｂ、Ｌで示した燃料は第１の実施形態で詳述した燃料と同一であり、また記号Ｍは中濃縮度燃料２４を表す。
【００６７】
この炉心には記号Ｌで示した平均濃縮度１．６％の低濃縮度燃料集合体２１が２９６体、記号Ｍで示した平均濃縮度２．５％の中濃縮度燃料集合体２４が８４体、記号Ａ及びＢで示した平均濃縮度３．７％の高濃縮度燃料集合体１９及び２０が合わせて４９２体装荷されており、初装荷燃料集合体の全体の平均濃縮度は２．９％である。
【００６８】
低濃縮度燃料集合体２１は、炉心最外周と、炉心内部に離散的に配置されたコントロールセル１４に装荷されているほか、炉心内部領域３１にあって炉心最外周に近いセルにも一部装荷されている。また中濃縮度燃料集合体２４は、炉心内部領域３１のコントロールセル１４以外の低濃縮度燃料集合体２１を含むセルに装荷されている。
【００６９】
図６（ｂ）は図６（ａ）に示した配置での、炉心周辺領域３０及び炉心内部領域３１における、記号Ａ及びＢで示される高濃縮度燃料集合体１９及び２０の体数を表す表である。ここに示すように、炉心内部領域３１における燃料集合体１９と燃料集合体２０の体数の比は、炉心周辺領域３０における燃料集合体１９と燃料集合体２０の体数の比より大きい。また、炉心内部領域３１でのコントロールセル１４に面するセルまたは低濃縮度燃料集合体２１を少なくとも１体含むセルに装荷される燃料集合体１９と燃料集合体２０の体数の比は、炉心内部領域３１でのコントロールセル１４以外のコントロールセル１４に面しないかつ低濃縮度燃料集合体２１を含まないセルに装荷される燃料集合体１９と燃料集合体２０の体数の比よりも小さい。
【００７０】
図６（ａ）に示すように、炉心周辺領域３０に装荷される高濃縮度燃料集合体は全て燃料集合体２０である。また炉心内部領域３１では燃料集合体２０は、コントロールセル１４に面したセルや、あるいは炉心周辺領域３１に近くかつ低濃縮度燃料集合体２１を含むセルに装荷される。このような装荷位置においては制御棒価値は相対的に小さいので、原子炉運転時と原子炉停止時とで反応度の差が大きい燃料集合体２０を装荷しても炉停止余裕を悪化させることはない。一方、炉心内部領域３１の制御棒価値が大きい位置には、燃料集合体２０と比べて原子炉運転時と停止時とで反応度差が小さい燃料集合体１９を多く装荷している。これにより炉停止余裕を確保したうえで、ガドリニアの寿命を長期化することができる。
【００７１】
また本実施形態では、炉心最外周に低濃縮度燃料集合体２１を装荷することによって炉心外への中性子の漏れを低減し、中性子の利用効率を向上させている。この配置により炉心最外周における出力が極端に小さくなるきらいがあるが、その対策として、炉心最外周から２層目及び３層目に高濃縮度燃料集合体を装荷して、炉心の径方向出力分布の歪みを平坦化している。またこの２、３層目に配置する高濃縮度燃料集合体の殆どを、燃焼初期の無限増倍率が大きい燃料集合体２０としたため、径方向出力分布の歪みの低減効果はさらに大きくなる。
【００７２】
本実施形態では初装荷燃料集合体の全体の平均濃縮度が２．９％であり、第２の実施形態の３．３％よりも低く設定されている。そのため、初装荷燃料集合体の第１サイクルの燃焼が終了した後、低濃縮度燃料集合体２１のうち最も燃焼が進んだ５６体を選んで、図２（ｃ）に示した取替燃料集合体２２と交換して、第２サイクルの運転を行う。また、第１サイクルで炉心最外周を除く炉心周辺領域３０に装荷された燃料集合体２０を、炉心内部領域３１に装荷された燃料集合体１９と交換する。このとき第２サイクルでは、炉心最外周には低濃縮度燃料集合体２１が配置され、炉心最外周を除いた炉心周辺領域３０には燃料集合体１９が配置され、炉心内部領域３１内の高濃縮度燃料集合体の殆どを燃料集合体２０が占めることになる。従って第２サイクルにおいて、炉心の径方向の出力分布の歪みを平坦化できるとともに、炉心内部領域３１内における燃料集合体２０の作用により余剰反応度を低減することができる。
【００７３】
また、本実施形態の変形例として、炉心最外周に低濃縮度燃料２１に代えて中濃縮度燃料２４を装荷した初装荷炉心がある。この場合、炉心からの中性子漏れは第３の実施形態と比較していくらか増大するが、中濃縮度燃料集合体２４の作用により径方向の出力分布の歪みの低減効果はより大きくなる。
【００７４】
あるいはまた、本実施形態の他の変形例として、図１２に示した４種類の濃縮度の初装荷燃料集合体で構成される初装荷炉心がある。この場合、第３の実施形態において炉心内部領域３１内の低濃縮度燃料集合体２１の装荷位置には、４種類のうち最低濃縮度の燃料集合体または２番目に低い濃縮度の燃料集合体を装荷することで、炉停止余裕の向上を図ることができる。また、第１サイクルにおいて炉心最外周に装荷される燃料集合体としては、最低濃縮度燃料集合体に限らず、２番目に低い濃縮度の燃料集合体、３番目に低い濃縮度の燃料集合体あるいは最高濃縮度の燃料集合体を装荷することが考えられる。あるいはこれらの４種類の燃料を適切に組み合わせた配置も可能である。
【００７５】
以下本発明の第４の実施形態について、図面を参照して説明する。尚第１乃至第３の実施形態と同様の構成部分については同一符号を付し詳細な説明を省略する。本実施形態に係る原子炉の炉心は、第１乃至第３の実施形態における記号Ａ及びＢで示された高濃縮度燃料集合体１９及び２０を、それぞれ以下に詳述する高濃縮度燃料集合体２５及び２６に置き換えたものである。図７は、本実施形態に係る原子炉の炉心の高濃縮度燃料集合体の配置構成図である。ここで図７（ａ）が燃料集合体２５、図７（ｂ）が燃料集合体２６に関するものである。また記号Ｇがガドリニア入り燃料棒を表す。
【００７６】
図３に示した高濃縮度燃料集合体１９及び２０は、Ｘ方向及びＹ方向で４本のガドリニア入り燃料棒に接するガドリニア入り燃料棒２３をそれぞれ２本有していた。すなわち５本のガドリニア入り燃料棒２組がそれぞれ十字型に配置されていた。これに対して本実施形態では、燃料集合体２５及び２６において、ガドリニア入り燃料棒の十字型配置をなくし、各ガドリニア入り燃料棒が隣接しているガドリニア入り燃料棒が多くて２本となるよう配置されている。またガドリニア入り燃料棒のうちウォータロッド８に面する位置に配置されている燃料棒の割合は、燃料集合体２５は６／１１、燃料集合体２６は０／１０であるから、燃料集合体２５の方がその割合が高い。この燃料集合体２５中に２本存在する、図中符号１８を付したガドリニア入り燃料棒Ｇは、２本のウォータロッド８に面している。
【００７７】
本実施形態においては、燃料集合体１９及び２０をそれぞれ燃料集合体２５及び２６に置き換えた以外は、第１乃至第３の実施形態の炉心配置のいずれかを採用するものとする。
【００７８】
高濃縮度燃料集合体の燃料棒の配置変更によりガドリニアの寿命は短くなるが、ガドリニア入り燃料棒を燃料集合体内で均一に配置することにより、燃料集合体内の出力分布を平坦化することができるので、熱的余裕が向上する。
【００７９】
燃料集合体内において、一般にガドリニアの中性子吸収量が最大となる位置とウォータロッドに面する位置とは一致しないことが知られている。従って、燃料集合体２５においてウォータロッドに面する位置にガドリニア入り燃料棒を集中して配置しているため、場合によっては燃料集合体２６よりも燃焼初期の無限増倍率が大きくなることも起こり得る。しかし、本実施形態においては、燃料集合体２６にガドリニア入り燃料棒を１０本配置したのに対し、燃料集合体２５にはガドリニア入り燃料棒を１１本配置している。この構成により、燃料集合体２６と比べて燃料集合体２５の燃焼初期の無限増倍率を低く抑えている。
【００８０】
ところで、上述したように、燃料の健全性を保持するため、燃料内に配置されるガドリニア入り燃料棒の本数を少なくまたガドリニア濃度を低く抑える場合がある。ガドリニア濃度の上限を仮に１０％以下に抑える必要がある場合には、燃料集合体２５及び２６に用いられる全てのガドリニア入り燃料棒のガドリニア濃度を１０％とすることで、第２サイクルの余剰反応度を最大限に抑制することができる。また設定条件によっては、燃料集合体２５には濃度１０％のガドリニア入り燃料棒を、また燃料集合体２６には濃度１１％のガドリニア入り燃料棒を用いることが考えられる。この場合、第２サイクルにおいて炉心内部に燃料集合体２６が多く配置したことにより、第２サイクルにおける余剰反応度の抑制効果が一層高められる。
【００８１】
【発明の効果】
以上説明したように本発明によれば、初装荷燃料集合体の全体の平均濃縮度を大幅に高めた原子炉の炉心において、燃料の健全性維持の観点から許容される範囲内で従来よりも可燃性毒物の濃度を高く設定し、燃焼初期から後期に至るまで余剰反応度を適切な範囲に制御しつつも同時に十分な炉停止余裕を確保することができるので、初装荷燃料集合体の取出燃焼度を増大させることで燃料の経済性を従来より大幅に向上させることができる。さらに本発明により、燃焼初期から長期にわたって径方向の出力分布の歪みを平坦化させることができるので、最大線出力密度を低く制御しペレット−被覆管相互作用を防止し、また最小限界出力比を適切な範囲に制御することで炉心の熱的余裕を改善することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】（ａ）は本発明の第１の実施形態に係る原子炉の１／４炉心の燃料配置構成図、（ｂ）は（ａ）に示した配置での炉心周辺領域及び炉心内部領域における高濃縮度燃料集合体１９、２０の体数を示す表である。
【図２】（ａ）は高濃縮度燃料集合体１９、２０の軸方向の濃縮度及びガドリニア分布の構成図、（ｂ）は低濃縮度燃料集合体２１の軸方向の濃縮度及びガドリニア分布の構成図、（ｃ）は取替燃料集合体２４の軸方向の濃縮度及びガドリニア分布の構成図である。
【図３】（ａ）は高濃縮度燃料集合体１９の燃料棒配置を示す断面図、（ｂ）は高濃縮度燃料集合体２０の燃料集合体の燃料棒配置を示す断面図である。
【図４】本発明の第１乃至第３の実施形態に係る原子炉の炉心の高濃縮度燃料集合体１９、２０の無限増倍率の推移を示すグラフである。
【図５】（ａ）は本発明の第２の実施形態における第２サイクルに係る原子炉の１／４炉心の燃料配置構成図、（ｂ）は（ａ）に示した配置での炉心周辺領域及び炉心内部領域における高濃縮度燃料集合体１９、２０の体数を示す表である。
【図６】（ａ）は本発明の第３の実施形態に係る原子炉の１／４炉心の燃料配置構成図、（ｂ）は（ａ）に示した配置での炉心周辺領域及び炉心内部領域における高濃縮度燃料集合体１９、２０の体数を示す表である。
【図７】（ａ）は本発明の第４の実施形態に係る原子炉の炉心の高濃縮度燃料集合体２５の燃料棒配置を示す断面図、（ｂ）は本発明の第４の実施形態に係る原子炉の炉心の高濃縮度燃料集合体２６の燃料棒配置を示す断面図である。
【図８】（ａ）及び（ｂ）は、可燃性毒物を含む燃料棒のうち、ウォータロッドに面する位置に配置されている燃料棒の割合の異なる２種類の燃料集合体の燃料棒配置を示す断面図である。
【図９】図８に示した燃料集合体の無限増倍率の推移を示すグラフである。
【図１０】同一仕様の燃料集合体のみからなる原子炉の炉心における、原子炉停止時の制御棒価値の分布の一例を示す１／４炉心の構成図である。
【図１１】２１個のコントロールセルを配備した原子炉の炉心における、原子炉停止時の制御棒価値の分布の一例を示す１／４炉心の構成図である。
【図１２】濃縮度の異なる４種類の初装荷燃料集合体により構成される、従来の沸騰水型原子炉の燃料配置の一例を示す１／４炉心の構成図である。
【図１３】（ａ）は沸騰水型原子炉の高燃焼度燃料集合体の縦断面図、（ｂ）は（ａ）のｂ−ｂ矢視方向断面図、（ｃ）は（ａ）のｃ−ｃ矢視方向断面図である。
【符号の説明】
６ 長尺燃料棒
７ 短尺燃料棒
８ ウォータロッド
９ スペーサ
１０ 上部タイプレート
１１ 下部タイプレート
１２ チャンネルボックス
１３ 制御棒
１４ コントロールセル
１９、２０、２５、２６ 高濃縮度燃料集合体
２１ 低濃縮度燃料集合体
２２ 取替燃料集合体
２４ 中濃縮度燃料集合体
３０ 炉心周辺領域
３１ 炉心内部領域[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to a boiling water reactor core and a method of operating the same, and more particularly, to a reactor core and a method of operating the same, which is composed of an initially loaded fuel assembly that has greatly improved fuel economy due to an increase in extraction burnup.
[0002]
[Prior art]
The fuel that is loaded into the core for the first time after the reactor is built is called the first loaded fuel. In the past, fuels with a unified enrichment of fuel assemblies were used as such initially loaded fuel, but in recent years, in order to improve the burnup degree, multiple types of fuel assemblies with different enrichments have been used. It came to be used in combination. In either case, however, the average enrichment of the initially loaded fuel is set in the range of 2.1 to 2.5% so that the excess reactivity of the core is almost zero at the end of the first cycle. .
[0003]
As an example of such an initial loading core, an example of a fuel arrangement of a conventional boiling water reactor constituted by an initial loading fuel composed of a combination of four types of fuel assemblies having different average enrichments of fuel uranium is shown. A block diagram of the quarter core is shown in FIG. The core 1 shown in this figure is composed of 872 fuel assemblies 2, 3, 4, and 5, and in this figure, a square □ represents one fuel assembly. Here, four types of fuel assemblies are used. The fuel 2 indicated by the symbol H has an average enrichment of 3.7%, which is equal to the average enrichment of the replacement fuel assembly newly loaded at the time of fuel change. Further, the fuel assemblies 3, 4, and 5 indicated by symbols M, L, and S indicate those having an average enrichment of 2.5%, 1.6%, and 0.9%, respectively. For these fuel assemblies 3, 4, and 5, the enrichment is determined so that the reactivity after the replacement fuel assembly stays in the furnace for 1, 2, and 3 cycles, respectively. ing. In the core shown here, 200 fuel assemblies 2, 3 and 4 are loaded, and 272 fuel assemblies 5 are loaded. The average enrichment of the initial loaded fuel is 2.1%. .
[0004]
The four types of fuel assemblies 2, 3, 4, 5 used here are examples of high burnup fuel assemblies. A longitudinal sectional view of this high burnup fuel assembly is shown in FIG. Further, cross-sectional views in the direction of arrows bb and cc in FIG. 13A are shown in FIGS. 13B and 13C, respectively.
[0005]
The fuel assembly shown here includes a long fuel rod 6, a short fuel rod 7 shorter than the long fuel rod 6, and a water rod 8 in which a coolant flows inside, and a spacer 9 that forms a 9 × 9 square lattice. The fuel rod bundle is formed by being bundled together and fixed to the upper tie plate 10 and the lower tie plate 11, and this fuel rod bundle is surrounded by a channel box 12. By adopting the short fuel rod 7, the coolant flow path above the fuel assembly can be expanded to reduce the pressure loss, and the furnace stop margin can be improved.
[0006]
In the initial loading core 1 shown in FIG. 12, a total of 205 control rods are provided at a position 13 indicated by a circle in the drawing. This one control rod and the four fuel rods surrounding it are called one cell. The fuel which does not comprise a cell exists in a part of outermost periphery of this core.
[0007]
By the way, in order to appropriately control the excess reactivity of the core during the operation of the reactor, at least a part of the control rod arranged at the position 13 in the figure is moved. At this time, the output distribution of the fuel assembly adjacent to the control rod is distorted with the movement of the control rod. Therefore, by disposing the control cells in which four fuel assemblies with low enrichment or low reactivity with advanced combustion are arranged in one set in the reactor core, the distortion of the power distribution is reduced. Can be relaxed. In FIG. 12, the control cell 14 composed of the low enrichment fuel assembly 5 is indicated by a thick frame. 21 control cells 14 are arranged in the core.
[0008]
When the nuclear reactor is operated by the initial loading core shown in FIG. 12 and the first cycle is completed, about 200 fuel assemblies with reduced reactivity in the core are taken out of the core and newly replaced with the replacement fuel assemblies. To perform the second cycle operation. In the same manner, the operation is repeated in the third, fourth cycle, and so on.
[0009]
By the way, in recent years, developments have been advanced to increase the take-off burnup of such initially loaded fuel assemblies and thereby improve the fuel economy. For this purpose, it is necessary to increase the average enrichment of the initially loaded fuel. On the other hand, increasing the enrichment increases the excess reactivity particularly in the first cycle and the second cycle, and decreases the furnace shutdown margin. One challenge arises.
[0010]
In general, in boiling water reactors, in order to control the excess reactivity of the core within an appropriate range of 1 to 2% Δk, some fuel rods constituting the fuel assembly contain a flammable poison such as gadolinia. ing. The number of fuel rods containing flammable poisons per fuel assembly is set so that the excess reactivity at the beginning of the cycle falls within an appropriate range, and the concentration of flammable poisons is set in consideration of the cycle length. Is done. In the initial loading core with an average enrichment of 2.1% shown in FIG. 12, an appropriate number of fuel rods constituting the fuel assemblies 2, 3, and 4 are mixed with fuel rods mixed with gadolinia at a concentration of 7.5%. In this case, the surplus reactivity in the first cycle changes almost constantly in the range of 1.5 to 2% Δk and becomes almost zero at the end of the cycle.
[0011]
However, when the average enrichment of the initially loaded fuel is increased, the excess reactivity after the middle of the cycle increases even if the reactor operation period is constant. For example, in the initial loading core in the case of the initial loading core in FIG. 12 where the average enrichment is adjusted to 2.7% by adjusting the number of loaded fuel assemblies 2, 3, 4, 5 in the initial loading fuel, Exceeds 3% Δk.
[0012]
Further, when the average enrichment is increased, generally, the difference between the reactivity at the time of reactor operation and the reactivity at the time of shutdown of the reactor is increased. Therefore, in the initial loading core in which the average enrichment is significantly higher than before, even if the excess reactivity can be controlled within an appropriate range, it is difficult to ensure a sufficient furnace shutdown margin. Here, the reactor shutdown margin means that all control rods are normally inserted into the reactor core when the reactor is shut down, but when one control rod is not inserted into the reactor core for some reason, the maximum reactivity value is particularly high. The subcriticality when the control rod is not inserted. Even in such a case, the design is required to keep the reactor subcritical.
[0013]
In order to deal with these problems, an invention aimed at controlling the excess reactivity in the first cycle and the second cycle within an appropriate range and ensuring a sufficient furnace shutdown margin is disclosed in JP-A-7-244184. It is disclosed. In the invention described in claims 3 and 4 of the publication, the arrangement of the low-concentration fuel and the high-concentration fuel in the furnace is defined as a means for ensuring the first cycle furnace shutdown margin. . In the invention described in claims 5 to 7 of the publication, as a means for reducing the excess reactivity of the second cycle and further improving the combustion efficiency of the fuel, when shifting from the first cycle to the second cycle. The movement of fuel is regulated. In the invention described in claims 9 to 12 of the publication, means for controlling the excess reactivity of the first cycle and the second cycle within an appropriate range and flattening the distortion of the power distribution in the core radial direction. As the initial loaded fuel, the highest enrichment fuel is composed of two types of fuels with different numbers of fuel rods containing flammable poisons, and the arrangement of each fuel in the core is defined. Further, in the inventions described in claims 19 and 20 of the same publication, in order to reduce the excess reactivity in the second cycle, the arrangement of the fuel rods containing combustible poisons in the fuel assembly is defined.
[0014]
[Problems to be solved by the invention]
In order to control the excess reactivity, there is a method of extending the life of the flammable poison by setting the flammable poison concentration high. However, if the concentration of the flammable poison is excessively increased, the thermal conductivity of the fuel rods will decrease and the fuel temperature will rise easily, so the lower the concentration of the flammable poison, the higher the health of the fuel. desirable.
[0015]
As a method for extending the life without changing the concentration of the flammable poison, there is a method in which the fuel rod containing the flammable poison is disposed in a position not facing the water rod in the fuel assembly. In other words, flammable poisons have the property of absorbing better neutrons that are slowed down, so neutron absorption is suppressed by placing them away from the position facing the water rod where there is a lot of cooling water to slow down neutrons. However, the effect as a flammable poison can be prolonged.
[0016]
On the other hand, when the fuel rod containing the flammable poison is arranged at a position facing the water rod, there is an advantage that the furnace stop margin is improved. Compared with the high temperature reactor operation state, the water density is large and the low temperature reactor shutdown state has a greater neutron moderating action. Therefore, when the fuel rod containing the flammable poison is arranged near the water rod, the neutron absorption effect by the flammable poison becomes larger in the reactor shutdown state than in the reactor operation, and as a result, the reactor shutdown margin is improved.
[0017]
In the fuel assembly according to claims 19 and 20 disclosed in Japanese Patent Application Laid-Open No. 7-244184, at least one combustible poison-containing fuel rod has four other combustibles in the X and Y directions. It is arranged so as to face the fuel rod containing the toxic poison. That is, five flammable poison-containing fuel rods are arranged in a cross shape. Among the fuel rods with flammable poisons arranged in a cross shape, the neutron absorption effect of the flammable poisons is suppressed especially in the fuel rod located in the center, so that this effect by the flammable poisons can be maintained for a long time. . However, considering the advantages and problems arising from placing the burnable poison-filled fuel rods at the position facing the water rod as described above, appropriate control of excess reactivity in the reactor core and securing of reactor shutdown margin In order to improve the two points at the same time, the position in the fuel assembly where the fuel rod containing the flammable poison should be arranged has not been considered in the past.
[0018]
The present invention has been made in view of the above circumstances, and in the core of the reactor in which the average enrichment of the initially loaded fuel is increased, the excess reactivity is controlled within an appropriate range, and sufficient reactor shutdown margin is ensured. An object of the present invention is to provide a nuclear reactor core in which the fuel efficiency is greatly improved by increasing the take-off burnup of the initially loaded fuel.
[0019]
[Means for Solving the Problems]
In order to achieve the above object, in the present invention, A first group of fuel rods that contain nuclear fuel material and does not contain flammable poisons, a second group of fuel rods that contain nuclear fuel materials and flammable poisons, and a water rod through which cooling water flows are bundled in a lattice pattern. The core of a nuclear reactor having a plurality of prepared fuel assemblies includes at least two types of fuel assemblies having different average enrichments, and the highest enrichment fuel assembly among these fuel assemblies is 1 fuel assembly and a second fuel assembly in which the proportion of the fuel rods arranged at the position facing the water rod in the second group of fuel rods is smaller than the first fuel assembly. In the core, a large number of cells composed of one control rod and four fuel assemblies surrounding the control rod are arranged. At least a part of the outermost periphery of the core has the first fuel. The assembly or the second fuel assembly is loaded. And a core peripheral region comprising a fuel assembly located on the outermost periphery of the core and a fuel assembly constituting a cell including at least one fuel assembly located on the outermost periphery of the core, and in the core peripheral region When divided into the core internal region that does not belong, the ratio of the number of the first fuel assembly and the second fuel assembly in the core internal region is the same as the first fuel assembly and the second fuel assembly in the core peripheral region. Greater than the ratio of the number of fuel assemblies of 2 A reactor core characterized by the above is provided.
[0020]
As an example of two types of fuel assemblies having different ratios of fuel rods arranged at positions facing the water rods in the second group of fuel rods containing combustible poisons, two types of fuel assemblies 15, 16 Sectional views showing the arrangement of the fuel rods are shown in FIGS. 8 (a) and 8 (b), respectively. Further, a graph showing the infinite multiplication factor of each fuel assembly 15, 16 is shown in FIG.
[0021]
The second group of fuel rods 17 and 18 containing flammable poisons are represented by the symbol G in the figure. Figure 8 Each of the fuel assemblies 15 and 16 shown in FIG. 4 includes ten second group fuel rods. The ratio of the fuel rods (indicated by reference numeral 18 in the figure) of the second group of fuel rods G facing the water rod is 20% for the fuel assembly 15 and 16% for the fuel assembly 16. Then, it is 0%.
[0022]
FIG. 9 is a graph showing the combustion transition of these fuel assemblies 15 and 16 at an infinite multiplication factor. Here, the infinite multiplication factors when the fuel assemblies 15 and 16 are operated in the reactor are a and b, respectively, and the infinite multiplication factors when the reactor is stopped are c and d, respectively. In either case, the control rod is not inserted. Although all control rods are actually inserted when the reactor is shut down, it is necessary to assume that one control rod is not inserted for some reason when considering the reactor shutdown margin. Consider below.
[0023]
In the reactor operation state, the infinite multiplication factor b of the fuel assembly 16 is larger than that of the fuel assembly 15 in the initial stage of combustion, but this time, the infinite multiplication factor a of the fuel assembly 15 becomes larger as the combustion proceeds. . Therefore, it can be seen that the fuel assembly 16 has a smaller neutron absorption effect of the flammable poison and the life of the flammable poison is longer. On the other hand, in the reactor shutdown state, the infinite multiplication factor c of the fuel assembly 15 is smaller than that of the fuel assembly 16 over a long period from the beginning of combustion. That is, the fuel assembly 15 improves the furnace stop margin.
[0024]
Therefore, by effectively using the characteristics of these fuel assemblies, it is possible to simultaneously improve the furnace shutdown margin and reduce the excess reactivity over a long period of time. For example, many fuel assemblies 15 having a relatively large proportion of fuel rods arranged in the position facing the water rod among the fuel rods of the second group are arranged in places where the reactor shutdown margin is likely to be severe. In addition, it is effective to dispose a large number of fuel assemblies 16 at positions that are not so severe in terms of furnace shutdown margin.
[0025]
Further, in the present invention, at least two types of fuel assemblies having different average enrichments are provided, and the fuel assembly having the highest enrichment among these fuel assemblies includes the first fuel assembly and the second fuel assembly. And a second fuel assembly having a ratio of fuel rods arranged at a position facing the water rod in a group of fuel rods, which is smaller than the first fuel assembly. Provide the core.
[0026]
In a core loaded with two or more types of fuel assemblies having different average enrichments, the reactor shutdown margin tends to be severe at the cell location where the highest enrichment is loaded. In addition, as the fuel enrichment increases, the effect of neutron absorption by the flammable poison becomes smaller as the fuel is more concentrated due to the phenomenon that the neutron spectrum moves toward higher energy (neutron curing). Therefore, in order to suppress the excess reactivity of the core for a long period of time, it is most effective to extend the life of the flammable poison contained in the fuel assembly having the highest concentration. Therefore, by designing the fuel assemblies of the highest enrichment classified into two or more types so that the proportions of the fuel rods arranged at positions facing the water rods in the second group of fuel rods are different, It is possible to improve the furnace shutdown margin and further extend the effect of suppressing the excess reactivity.
[0034]
Further, according to the present invention, a large number of cells composed of one control rod and four fuel assemblies surrounding the control rod are arranged in the core, and the core is located on the outermost periphery of the core. When the core is divided into a core peripheral region composed of a fuel assembly and a fuel assembly constituting a cell including at least one fuel assembly located on the outermost periphery of the core, and a core central region not belonging to the core peripheral region, The ratio of the number of first fuel assemblies to the second fuel assembly in the core inner region is larger than the ratio of the number of the first fuel assemblies to the second fuel assembly in the core peripheral region. A reactor core characterized by the above is provided.
[0035]
As described above, the first fuel assembly mainly has an action of improving the furnace shutdown margin, and the second fuel assembly mainly has an action of extending the life of the combustible poison.
FIG. 10 is a block diagram of a quarter core showing an example of the distribution of control rod values when the reactor is shut down, in a reactor core consisting only of fuel assemblies of the same specification. Here, the maximum value of the control rod value in the radial direction is taken as 1, and the relative value is shown. From this figure, it can be seen that the value of the control rod of the cell belonging to the core peripheral region is significantly lower than that of the cell belonging to the core inner region. For this reason, it is required to increase the reactor shutdown margin improvement effect due to the flammable poison in the core internal region, while there is no strict requirement in the core peripheral region, and even if the effect due to the flammable poison is small A stop margin can be secured.
[0036]
Therefore, a large number of second fuel assemblies having a smaller effect of improving the reactor stop margin than the first fuel assemblies can be arranged in the core peripheral region. In this region around the core, a part of the neutrons leaks out of the core, so the output of the fuel assembly loaded at this position is low and the combustion progresses slowly, so the life of the combustible poison becomes relatively long. Therefore, the lifetime of the flammable poison can be further extended with respect to the second fuel assembly disposed in the core peripheral region.
[0037]
Further, FIG. 9 shows that the infinite multiplication factor during operation of the second fuel assembly is larger than that of the first fuel assembly from the initial combustion stage to the first half of combustion. Therefore, by arranging a large number of the second fuel assemblies in the core peripheral region having a low output, the distortion of the power distribution in the radial direction in the core can be flattened.
[0038]
Furthermore, the present invention provides a reactor core characterized in that the number of second fuel assemblies is greater than the number of first fuel assemblies in the core peripheral region. Also provided is a nuclear reactor core characterized in that the number of first fuel assemblies is greater than the number of second fuel assemblies in the core inner region. In addition, there is provided a nuclear reactor core characterized in that the highest enrichment fuel assembly loaded in the core peripheral region is a second fuel assembly.
[0039]
By arranging many second fuel assemblies in the core peripheral region, it is possible to extend the life of the flammable poison as a whole core while maintaining a high reactor shutdown margin. In addition, by disposing a large number of the first fuel assemblies in the core inner region, it is possible to further improve the reactor shutdown margin while maintaining the life of the flammable poison. At the same time, by disposing the first fuel assembly, it is possible to lower the power in the core inner region where the power is originally large and further flatten the distortion of the power distribution in the radial direction.
[0040]
Further, in the present invention, a part of the cells arranged in the core is a control cell composed of four low-reactivity fuel assemblies, and the cell facing the control cell in the core or the minimum enrichment The ratio of the number of the first fuel assembly and the second fuel assembly loaded in a cell including at least one fuel assembly is a surface of the control cell other than the control cell in the core inner region. A reactor core characterized in that it is smaller than the ratio of the number of the first fuel assemblies and the second fuel assemblies loaded in a cell that does not contain the lowest enriched fuel assembly. To do.
[0041]
In the present invention, in the core inner region, the second fuel assembly is loaded only in a cell facing the control cell or a cell containing at least one fuel assembly having the lowest enrichment. Provide the core.
[0042]
FIG. 11 is a block diagram of a quarter core showing an example of the distribution of control rod values when the reactor is shut down in a reactor core in which 21 control cells 14 are arranged. In this core, a control cell composed of a low enrichment fuel assembly was disposed at a position 14 indicated by a thick frame in the figure, and a highly enriched fuel assembly of the same specification was disposed at all positions other than the control cell. Here, the maximum value of the control rod value in the radial direction is taken as 1, and the relative value is shown. From this figure, it can be seen that the control rod value is smaller in the control cell than in the cell consisting only of the highly enriched fuel assembly. However, the cell located at the position facing the control cell among the cells composed only of the highly enriched fuel assembly has a control rod value of about 10 to 20% smaller than the cell not facing the control cell. In addition, since the cell containing at least one low enriched fuel assembly has a relatively small control rod value, there is a sufficient furnace shutdown margin. Therefore, by arranging a large number of second fuel assemblies with relatively severe reactor shutdown margins in such cells having a small control rod value, the reactor core as a whole has combustible poisons while ensuring sufficient reactor shutdown margins. Can extend the lifespan.
[0043]
Further, according to the present invention, the ratio of the number of the first fuel assemblies and the second fuel assemblies in the core inner region is determined, and in the first cycle, the first fuel assembly and the second fuel in the core peripheral region are determined. It is set larger than the ratio of the number of assemblies, and is set smaller than the ratio of the number of the first fuel assemblies and the second fuel assemblies in the core peripheral region in the second cycle. A method of operating a reactor core is provided.
[0044]
According to this configuration, in the first cycle, a large amount of the second fuel assembly is loaded in the core peripheral region having a small control rod value. As described above, the improvement of the reactor shutdown margin and the life of the flammable poison are achieved. It is possible to simultaneously achieve the two problems of extending the diameter and flatten the radial output distribution. In the second cycle, a part of the second fuel assembly that is loaded in the core peripheral region in the first cycle and the progress of combustion is slow and still leaves a lot of flammable poisons is transferred to the effective multiplication factor of the entire core. Therefore, the excess reactivity can be made sufficiently low. Further, FIG. 9 shows that in the second half of combustion, the infinite multiplication factor during the reactor operation of the second fuel assembly is larger than that of the first fuel assembly. Therefore, with the above configuration, the distortion of the radial output distribution can be flattened in the second cycle.
[0045]
Further, in the present invention, the number of the first fuel assemblies in the core peripheral region is smaller than the number of the second fuel assemblies in the first cycle and from the number of the second fuel assemblies in the second cycle. Provided is a method of operating a reactor core characterized by a large number. Further, the number of the first fuel assemblies in the core inner region is larger than the number of the second fuel assemblies in the first cycle and smaller than the number of the second fuel assemblies in the second cycle. Provided is a method of operating a nuclear reactor core.
[0046]
With this configuration, it is possible to flatten the distortion of the radial output distribution while controlling the excessive reactivity low particularly in the second cycle.
Furthermore, the present invention is characterized in that a fuel assembly having the highest concentration is loaded on the outermost periphery of the core, the second fuel assembly is loaded in the first cycle, and the first fuel assembly is loaded in the second cycle. A method for operating a reactor core is provided.
[0047]
The outermost periphery of the core in the core peripheral region where the control rod value is small has the least influence on the reactor shutdown margin and corresponds to the region where the output is the smallest in the radial direction in the core. Therefore, according to the above configuration, in the first cycle, the progress of combustion of the combustible poison can be delayed to the maximum without deteriorating the furnace shutdown margin, and at the same time, the distortion in the radial power distribution can be flattened. Can do. Further, in the second cycle, the excess reactivity can be further reduced, and at the same time, the radial output distribution can be flattened.
[0048]
Further, according to the present invention, when shifting from the first cycle to the second cycle, the low enrichment fuel assembly loaded in the control cell composed of four low enrichment fuel assemblies in the core inner region is used as the control cell. In addition, the present invention provides a method for operating a reactor core characterized in that it is replaced with a low-enrichment fuel assembly loaded.
[0049]
Further, in the present invention, when shifting from the first cycle to the second cycle, the second fuel assembly loaded in the core peripheral region is replaced with the first fuel assembly loaded in the core inner region. A method of operating a reactor core characterized by the above is provided.
[0050]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
A first embodiment of the present invention will be described below with reference to the drawings. FIG. 1A is a fuel arrangement configuration diagram of a quarter core of the nuclear reactor according to the first embodiment. The basic structure of the fuel assembly loaded in the core is the same as the fuel assembly of the conventional boiling water reactor shown in FIG. In FIG. 1A, symbols A and B represent high enrichment initial loaded fuel assemblies 19 and 20 having an average enrichment of 3.7%, respectively, and symbol L represents a low enrichment having an average enrichment of 1.6%. The initial loaded fuel assembly 21 is shown. The average enrichment of the highly enriched fuel assemblies 19 and 20 is equal to the enrichment of the replacement fuel assembly loaded at the time of fuel exchange. The initial loading core is loaded with 688 high enriched fuel assemblies A and B and 184 low enriched fuel assemblies L. The average enrichment of the entire initial loaded core is 3.3. %.
[0051]
The core also includes a core peripheral region 30 including a fuel assembly located on the outermost periphery of the core and a fuel assembly constituting a cell including at least one fuel assembly located on the outermost periphery of the core, and the core peripheral region. Core not belonging to 30 internal The area 31 is divided. A double line in FIG. 1A indicates the core peripheral region 30 and the core. internal A boundary with the region 31 is shown.
[0052]
As shown by a thick frame in FIG. 1A, 21 control cells 14 each including four low enrichment fuel assemblies 21 are arranged in the core. In addition to the control cell 14, the low enrichment fuel assemblies 21 are loaded almost uniformly in the core.
[0053]
FIG. 2 shows a configuration diagram of the concentration distribution in the axial direction of each fuel assembly. Further, here, a part of gadolinia-containing fuel rods using gadolinia as a flammable poison is adopted, and an axial distribution configuration of the fuel rods is also shown. 2A is a configuration diagram of the high enrichment fuel assemblies 19 and 20, FIG. 2B is a configuration diagram of the low enrichment fuel assembly 21, and FIG. 2C is a configuration diagram of the replacement fuel assembly. It is. In this figure, for example, “3.9e, 10G7.0” means “having 10 gadolinia-filled fuel rods having a concentration of 3.9% and a concentration of 7.0%”. Each of these fuel assemblies is a high burnup fuel assembly having the same shape as the fuel assembly shown in FIG. 13, and the upper end 2 nodes and the lower end 1 node of the total length of 24 nodes are hatched in the figure. The natural uranium area | region which does not contain the gadolinia shown by is provided. Moreover, the arrow in a figure shows the upper end of the short fuel rod 7 shown in FIG. Among these fuel assemblies, the low enrichment fuel assembly 21 and the replacement fuel assembly 22 shown in FIGS. 2B and 2C are the invention disclosed in Japanese Patent Application Laid-Open No. 7-244184. The fuel assembly shown in FIG.
[0054]
3 (a) and 3 (b) are cross-sectional views showing the arrangement of the fuel rods of the highly enriched fuel assemblies 19 and 20 indicated by the symbols A and B in FIG. 1 (a), respectively. These cross-sectional views are cross-sectional views at the position in the direction of the arrow cc in the fuel assembly of FIG. The fuel rod indicated by symbol G in FIG. 3 is a fuel rod containing gadolinia. Moreover, the fuel rods numbered from 1 to 4 do not include gadolinia, and indicate fuel rods with higher enrichment in ascending order. The fuel assemblies 19 and 20 have the same four types of fuel rods that do not include gadolinia and the number of gadolinia-containing fuel rods arranged in the fuel assemblies and the number in the fuel assemblies. However, as shown in FIG. 3, in the fuel assembly 19, five of the eleven gadolinia containing fuel rods face the water rod, whereas in the fuel assembly 20, the eleven gadolinia containing fuel rods. One faces the water rod. That is, the ratio of the fuel rods arranged at the position in contact with the water rod among the fuel rods with gadolinia is 5/11 for the fuel assembly 19 and 1/11 for the fuel assembly 20. The ratio is higher.
[0055]
Further, a gadolinia-containing fuel rod G, which is present in each of the fuel assemblies 19 and 20 shown in FIG. 3 and denoted by reference numeral 18 in the drawing, faces the two water rods 8. The fuel rod 18 does not include gadolinia above the portion indicated by the arrow in the axial direction distribution configuration diagram shown in FIG. Further, two gadolinia-containing fuel rods G indicated by reference numeral 23 in the fuel assemblies 19 and 20 shown in FIG. 3 are in contact with four gadolinia-containing fuel rods in the X direction and the Y direction. ing. Here, the X direction and the Y direction indicate directions indicated by arrows in FIG.
[0056]
In such an arrangement, the burnup when the gadolinia in the fuel assembly is burned out is about 25 GWd / t. On the other hand, when the fuel rods containing the same concentration of gadolinia have the fuel arrangement shown in FIG. 8 described above, the burnup when the gadolinia in the fuel assembly is burned out is about 20 GWd / t. Therefore, by arranging the gadolinia-containing fuel rod as shown in FIG. 3, the life of the gadolinia can be extended by about 20% compared to the case of FIG.
[0057]
FIG. 4 is a graph showing the combustion transition of the highly enriched fuel assemblies 19 and 20 at an infinite multiplication factor. Here, the infinite multiplication factors during the operation of the highly enriched fuel assemblies 19 and 20 are a and b, respectively, and the infinite multiplication factors in the reactor shutdown state are c and d, respectively. In either case, the control rod is not inserted. As can be seen from FIG. 4, at the initial stage of combustion, the fuel assembly 19 has a smaller infinite multiplication factor when the reactor is shut down compared to the fuel assembly 20, so that the reactor shutdown margin is improved. On the other hand, when the combustion progresses and the burnup degree exceeds 15 GWd / t, the fuel assembly 20 has a smaller infinite multiplication factor during the reactor operation than the fuel assembly 19. Therefore, the fuel assembly 20 has a longer lifetime of gadolinia in the fuel.
[0058]
FIG. 1B shows the number of highly enriched fuel assemblies 19 and 20 indicated by symbols A and B in the core peripheral region 30 and the core inner region 31 in the arrangement shown in FIG. It is a table. As shown here, the number of fuel assemblies 20 is larger in the core peripheral region 30 than in the fuel assemblies 19, and the number of fuel assemblies 19 is larger in the core inner region 31 than in the fuel assemblies 20. . Further, the ratio of the number of fuel assemblies 19 and fuel assemblies 20 in the core inner region 31 is larger than the ratio of the number of fuel assemblies 19 and fuel assemblies 20 in the core peripheral region 30. Here, the ratio of the number of fuel assemblies 19 to the number of fuel assemblies 20 is a value obtained by dividing the number of fuel assemblies 19 by the number of fuel assemblies 20.
[0059]
As a result of the arrangement as described above, the core according to the present embodiment is within the range of about 1 to 2% Δk even though the average enrichment of the initially loaded fuel is set to 3.3% higher than the conventional one. Shows a substantially constant excess reactivity, and a sufficient furnace shutdown margin of 1% Δk or more can be secured.
[0060]
Hereinafter, with respect to the operation of this embodiment, when the fuel assemblies 19 are all disposed at the positions of the two types of highly enriched fuel assemblies 19 and 20 indicated by symbols A and B in the core shown in FIG. This will be described in comparison with the case where the aggregate 20 is arranged. In the core shown in FIG. 1, in which the fuel assembly 20 is entirely replaced with the fuel assembly 19, the reactor shutdown margin is slightly improved as compared with the present embodiment, but the output in the peripheral region of the core is reduced, so that the diameter is reduced. Directional peaking increases. That is, the distortion of the radial output distribution becomes large. Further, in the core shown in FIG. 1 in which the fuel assemblies 19 are all replaced with the fuel assemblies 20, the reactor shutdown margin is deteriorated as compared with the present embodiment, and the output in the core inner region is increased. Peaking increases. Therefore, by arranging the two types of highly enriched fuels 19 and 20 at appropriate positions as in this embodiment, it is possible to flatten the distortion of the radial power distribution and to secure a sufficient furnace shutdown margin. it can.
[0061]
Hereinafter, a second embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings. Note that the same components as those in the first embodiment are denoted by the same reference numerals, and detailed description thereof is omitted. In the operating method of the reactor core according to the second embodiment, the fuel arrangement pattern is different between the first cycle and the second cycle of combustion. Therefore, the fuel arrangement is changed when the first cycle is shifted to the second cycle. Change a part of The core of the nuclear reactor in the first cycle of this embodiment is the same as the core shown in FIG. 1 in the first embodiment. The core in the second cycle is shown in FIG. FIG. 5 (a) is a fuel arrangement configuration diagram of a quarter core of the nuclear reactor in the second cycle of the present embodiment, and FIG. 5 (b) is a core peripheral region 30 and an arrangement shown in FIG. 5 (a). 3 is a table showing the number of highly enriched fuel assemblies 19 and 20 indicated by symbols A and B in a core inner region 31.
[0062]
When the first cycle is finished and the process proceeds to the second cycle, the initial loaded fuel assembly and the replacement fuel assembly are not exchanged, and only the arrangement of the initial loaded fuel assembly is changed. First, in the first cycle, the low enrichment fuel assembly 21 loaded on the control cell 14 in the core inner region 31 is replaced with the low enrichment fuel assembly 21 loaded other than the control cell. In preparation for the increase in surplus reactivity compared to the first cycle, in the second cycle, four new control cells are arranged at the location indicated by reference numeral 14a to make a total of 25 cells.
[0063]
As for the highly enriched fuel assembly, the fuel assembly 20 loaded in the core peripheral region 30 in the first cycle and the fuel assembly 19 loaded in the core inner region 31 in the first cycle are exchanged. As a result, the fuel assembly 20 is arranged as a highly enriched fuel assembly on the outermost periphery of the core in the first cycle, but the fuel assembly 19 is arranged in the second cycle. In addition, as a result of the replacement of the fuel assemblies, the number of fuel assemblies 19 and 20 in the core peripheral region 30 and the core inner region 31 is as shown in the tables of FIGS. 1 (b) to 5 (b). Change. That is, in the first cycle, the ratio of the number of fuel assemblies 19 and fuel assemblies 20 in the core inner region 31 is larger than the ratio of the number of fuel assemblies 19 and fuel assemblies 20 in the core peripheral region 30. In the second cycle, the magnitude relationship between the two is reversed.
[0064]
The operation of this embodiment will be described below. In the first cycle, the same operation as in the first embodiment is obtained. In the first cycle, since the power in the core peripheral region 30 is low, the fuel assembly 20 disposed in the core peripheral region 30 does not relatively burn compared with the core internal region 31. As described above, the lifetime of the gadolinia in the fuel assembly 20 is extended by the action of the fuel rod arrangement. Therefore, sufficient gadolinia in the fuel assembly 20 remains even at the end of the first cycle. Therefore, in the second cycle, by arranging a large number of the fuel assemblies 20 in the core inner region 31, the surplus reactivity is sufficiently lowered by an action of gadolinia mainly located in the core inner region 31 to be within an appropriate range. Can be controlled.
[0065]
In FIG. 4 showing the transition of the infinite multiplication factor, symbols f1 and f2 represent the combustion periods of the first cycle and the second cycle in the present embodiment, respectively. As can be seen from FIG. 4, the infinite multiplication factor “a” of the fuel assembly 19 disposed in the core inner region 30 is smaller than the infinite multiplication factor “b” of the fuel assembly 20 in the first cycle. When it shifts to, it reverses and becomes larger than the infinite multiplication factor b of the fuel assembly 20. Therefore, in the second cycle, the fuel assemblies 19 having a large infinite multiplication factor are arranged in the core peripheral region 30 and the fuel assemblies 20 that leave a large amount of gadolinia are arranged in the core inner region 31 so that the core Distortion of the output distribution in the radial direction can be reduced.
[0066]
Hereinafter, a third embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings. The same components as those in the first or second embodiment are denoted by the same reference numerals, and detailed description thereof is omitted. FIG. 6A is a fuel arrangement configuration diagram of a quarter core of a nuclear reactor according to the third embodiment. In the core of the nuclear reactor according to the third embodiment, three kinds of enriched initial loaded fuels of low enrichment, intermediate enrichment, and high enrichment are used. The fuel indicated by symbols A, B, and L in the figure is the same as the fuel described in detail in the first embodiment, and the symbol M represents the medium enriched fuel 24.
[0067]
In this core, 296 low enrichment fuel assemblies 21 having an average enrichment of 1.6% indicated by symbol L and 84 intermediate enrichment fuel assemblies 24 having an average enrichment of 2.5% indicated by symbol M are provided. 492 high-concentration fuel assemblies 19 and 20 having an average enrichment of 3.7% indicated by symbols A and B are loaded together, and the total average enrichment of the initially loaded fuel assembly is 2. 9%.
[0068]
The low enrichment fuel assembly 21 is loaded on the outermost periphery of the core and the control cells 14 that are discretely arranged in the core, and is also partially in the cells in the core inner region 31 and near the outermost periphery of the core. It is loaded. The intermediate enrichment fuel assembly 24 is loaded in a cell including the low enrichment fuel assembly 21 other than the control cell 14 in the core inner region 31.
[0069]
FIG. 6B shows the number of highly enriched fuel assemblies 19 and 20 indicated by symbols A and B in the core peripheral region 30 and the core inner region 31 in the arrangement shown in FIG. It is a table. As shown here, the ratio of the number of fuel assemblies 19 and fuel assemblies 20 in the core inner region 31 is larger than the ratio of the number of fuel assemblies 19 and fuel assemblies 20 in the core peripheral region 30. Further, the ratio of the number of fuel assemblies 19 and fuel assemblies 20 loaded in a cell facing the control cell 14 or a cell including at least one low enrichment fuel assembly 21 in the core inner region 31 is determined as follows. It is smaller than the ratio of the number of fuel assemblies 19 and fuel assemblies 20 loaded in cells that do not face the control cells 14 other than the control cells 14 and do not include the low enrichment fuel assemblies 21 in the inner region 31.
[0070]
As shown in FIG. 6A, all the highly enriched fuel assemblies loaded in the core peripheral region 30 are the fuel assemblies 20. In the core inner region 31, the fuel assembly 20 is loaded into a cell facing the control cell 14 or a cell near the core peripheral region 31 and including the low enrichment fuel assembly 21. In such a loading position, the value of the control rod is relatively small, so that even if the fuel assembly 20 having a large reactivity difference between the reactor operation and the reactor shutdown is loaded, the reactor shutdown margin is deteriorated. There is no. On the other hand, at the position where the value of the control rod in the core inner region 31 is large, more fuel assemblies 19 having a smaller reactivity difference between the reactor operation and the shutdown time than the fuel assembly 20 are loaded. As a result, the service life of the gadolinia can be extended while ensuring the furnace shutdown margin.
[0071]
In the present embodiment, the low enrichment fuel assembly 21 is loaded on the outermost periphery of the core, thereby reducing the leakage of neutrons outside the core and improving the neutron utilization efficiency. Although there is a tendency that the output at the outermost periphery of the core becomes extremely small by this arrangement, as a countermeasure, the highly concentrated fuel assemblies are loaded in the second and third layers from the outermost periphery of the core, and the radial output of the core Distribution distortion is flattened. Further, since most of the highly enriched fuel assemblies arranged in the second and third layers are the fuel assemblies 20 having a large infinite multiplication factor at the initial stage of combustion, the effect of reducing the distortion in the radial output distribution is further increased.
[0072]
In the present embodiment, the overall average enrichment of the initially loaded fuel assembly is 2.9%, which is set lower than 3.3% in the second embodiment. Therefore, after the first cycle combustion of the initially loaded fuel assembly is completed, 56 of the low enrichment fuel assemblies 21 with the most advanced combustion are selected, and the replacement fuel assembly shown in FIG. The second cycle is performed by exchanging with the body 22. Further, the fuel assembly 20 loaded in the core peripheral region 30 excluding the outermost periphery of the core in the first cycle is replaced with the fuel assembly 19 loaded in the core inner region 31. At this time, in the second cycle, the low enrichment fuel assembly 21 is disposed on the outermost periphery of the core, and the fuel assembly 19 is disposed in the core peripheral region 30 excluding the outermost periphery of the core. The fuel assembly 20 occupies most of the enriched fuel assembly. Therefore, in the second cycle, the distortion of the power distribution in the radial direction of the core can be flattened, and the excess reactivity can be reduced by the action of the fuel assembly 20 in the core inner region 31.
[0073]
Further, as a modification of the present embodiment, there is an initial loading core in which a medium enrichment fuel 24 is loaded instead of the low enrichment fuel 21 on the outermost periphery of the core. In this case, neutron leakage from the core is somewhat increased as compared with the third embodiment, but the effect of reducing distortion in the radial power distribution is further increased by the action of the intermediate enrichment fuel assembly 24.
[0074]
Alternatively, as another modified example of the present embodiment, there is an initial loading core composed of four types of enriched initial loading fuel assemblies shown in FIG. In this case, in the third embodiment, the loading position of the low enrichment fuel assembly 21 in the core inner region 31 is the lowest enrichment fuel assembly or the second lowest enrichment fuel assembly among the four types. The furnace shutdown margin can be improved. Further, the fuel assemblies loaded on the outermost periphery of the core in the first cycle are not limited to the lowest enriched fuel assemblies, the second lowest enriched fuel assemblies, and the third lowest enriched fuel assemblies. Alternatively, it may be possible to load the fuel assembly with the highest enrichment. Or the arrangement which combined these four kinds of fuels appropriately is also possible.
[0075]
Hereinafter, a fourth embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings. The same components as those in the first to third embodiments are denoted by the same reference numerals and detailed description thereof is omitted. The core of the nuclear reactor according to this embodiment includes highly enriched fuel assemblies 19 and 20 indicated by symbols A and B in the first to third embodiments, respectively. The body 25 and 26 are replaced. FIG. 7 is an arrangement configuration diagram of a highly concentrated fuel assembly in the core of the nuclear reactor according to the present embodiment. Here, FIG. 7A relates to the fuel assembly 25, and FIG. 7B relates to the fuel assembly 26. The symbol G represents a gadolinia containing fuel rod.
[0076]
The highly enriched fuel assemblies 19 and 20 shown in FIG. 3 had two gadolinia-containing fuel rods 23 in contact with the four gadolinia-containing fuel rods in the X direction and the Y direction, respectively. That is, two sets of five gadolinia-containing fuel rods were arranged in a cross shape. On the other hand, in this embodiment, the fuel assemblies 25 and 26 eliminate the cross-shaped arrangement of the fuel rods containing gadolinia so that there are at most two gadolinia containing fuel rods adjacent to each other. Has been placed. Further, the ratio of the fuel rods arranged at the position facing the water rod 8 among the fuel rods with gadolinia is 6/11 for the fuel assembly 25 and 0/10 for the fuel assembly 26. Therefore, the fuel assembly 25 The ratio is higher. Two gadolinia-containing fuel rods G, which are present in the fuel assembly 25 and denoted by reference numeral 18 in the drawing, face the two water rods 8.
[0077]
In the present embodiment, any one of the core arrangements of the first to third embodiments is adopted except that the fuel assemblies 19 and 20 are replaced with fuel assemblies 25 and 26, respectively.
[0078]
Although the life of gadolinia is shortened by changing the arrangement of the fuel rods of the highly enriched fuel assembly, the power distribution in the fuel assembly can be flattened by arranging the gadolinia-containing fuel rods uniformly in the fuel assembly. Therefore, the thermal margin is improved.
[0079]
In a fuel assembly, it is generally known that the position where the amount of neutron absorption of gadolinia is maximum does not coincide with the position facing the water rod. Therefore, since the gadolinia-containing fuel rods are concentrated and arranged at the position facing the water rod in the fuel assembly 25, the infinite multiplication factor at the initial stage of combustion may be larger than that of the fuel assembly 26 in some cases. . However, in the present embodiment, ten gadolinia-containing fuel rods are arranged in the fuel assembly 26, whereas eleven gadolinia-containing fuel rods are arranged in the fuel assembly 25. With this configuration, the infinite multiplication factor at the initial stage of combustion of the fuel assembly 25 is kept lower than that of the fuel assembly 26.
[0080]
By the way, as described above, in order to maintain the soundness of the fuel, the number of fuel rods containing gadolinia disposed in the fuel may be reduced and the gadolinia concentration may be kept low. If it is necessary to limit the upper limit of the gadolinia concentration to 10% or less, the excess reaction of the second cycle can be performed by setting the gadolinia concentration of all the gadolinia-containing fuel rods used in the fuel assemblies 25 and 26 to 10%. The degree can be suppressed to the maximum. Depending on the setting conditions, it is conceivable to use a 10% concentration gadolinia containing fuel rod for the fuel assembly 25 and a 11% concentration gadolinia containing fuel rod for the fuel assembly 26. In this case, the effect of suppressing excess reactivity in the second cycle is further enhanced by arranging a large number of fuel assemblies 26 in the core in the second cycle.
[0081]
【The invention's effect】
As described above, according to the present invention, in the core of a nuclear reactor in which the average enrichment of the entire initially loaded fuel assembly is significantly increased, it is within the allowable range from the viewpoint of maintaining the soundness of the fuel. Since the concentration of flammable poisons is set high and the excess reactivity can be controlled within an appropriate range from the beginning to the end of combustion, a sufficient furnace shutdown margin can be secured at the same time. By increasing the burn-up, the fuel economy can be greatly improved as compared with the prior art. Furthermore, the present invention can flatten the distortion of the radial power distribution from the beginning of combustion to a long period of time, so that the maximum linear power density is controlled low to prevent pellet-cladding interaction, and the minimum critical power ratio is reduced. By controlling to an appropriate range, the thermal margin of the core can be improved.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1A is a fuel arrangement configuration diagram of a quarter core of a nuclear reactor according to a first embodiment of the present invention, and FIG. 1B is a core peripheral region and a core interior in the arrangement shown in FIG. It is a table | surface which shows the number of bodies of the high enrichment fuel assemblies 19 and 20 in an area | region.
2A is a configuration diagram of the enrichment and gadolinia distribution in the axial direction of the high enrichment fuel assemblies 19 and 20, and FIG. 2B is a configuration diagram of the enrichment and gadolinia distribution in the axial direction of the low enrichment fuel assembly 21; FIG. 4C is a configuration diagram of the enrichment in the axial direction of the replacement fuel assembly 24 and the gadolinia distribution.
3A is a cross-sectional view showing the fuel rod arrangement of the high enrichment fuel assembly 19, and FIG. 3B is a cross sectional view showing the fuel rod arrangement of the fuel assembly of the high enrichment fuel assembly 20. FIG.
FIG. 4 is a graph showing a transition of infinite multiplication factor of highly enriched fuel assemblies 19 and 20 in the core of the nuclear reactor according to the first to third embodiments of the present invention.
5A is a fuel arrangement configuration diagram of a quarter core of a nuclear reactor according to a second cycle in the second embodiment of the present invention, and FIG. 5B is a periphery of the core in the arrangement shown in FIG. 5A. It is a table | surface which shows the number of bodies of the high enrichment fuel assemblies 19 and 20 in an area | region and a core inside area | region.
6A is a fuel arrangement configuration diagram of a quarter core of a nuclear reactor according to a third embodiment of the present invention, and FIG. 6B is a core peripheral region and an inside of the core in the arrangement shown in FIG. It is a table | surface which shows the number of bodies of the high enrichment fuel assemblies 19 and 20 in an area | region.
7A is a cross-sectional view showing a fuel rod arrangement of a highly concentrated fuel assembly 25 in a reactor core according to a fourth embodiment of the present invention, and FIG. 7B is a fourth embodiment of the present invention. It is sectional drawing which shows the fuel rod arrangement | positioning of the highly concentrated fuel assembly 26 of the core of the nuclear reactor which concerns on a form.
FIGS. 8A and 8B are fuel rod arrangements of two types of fuel assemblies having different proportions of fuel rods arranged at positions facing water rods among fuel rods containing combustible poisons. FIG.
9 is a graph showing the transition of the infinite multiplication factor of the fuel assembly shown in FIG.
FIG. 10 is a configuration diagram of a quarter core showing an example of a distribution of control rod values at the time of reactor shutdown in a reactor core composed of only fuel assemblies of the same specification.
FIG. 11 is a configuration diagram of a quarter core showing an example of a distribution of control rod values when the reactor is shut down in a reactor core provided with 21 control cells.
FIG. 12 is a configuration diagram of a quarter core showing an example of a fuel arrangement of a conventional boiling water reactor constituted by four types of initially loaded fuel assemblies having different enrichments.
FIG. 13A is a longitudinal sectional view of a high burnup fuel assembly of a boiling water reactor, FIG. 13B is a sectional view in the direction of the arrow bb in FIG. It is cc arrow direction sectional drawing.
[Explanation of symbols]
6 Long fuel rod
7 Short fuel rod
8 Water rod
9 Spacer
10 Upper tie plate
11 Lower tie plate
12 Channel box
13 Control rod
14 Control cell
19, 20, 25, 26 High enrichment fuel assembly
21 Low enrichment fuel assembly
22 Replacement fuel assembly
24 Medium enrichment fuel assembly
30 Core area
31 Core internal area

Claims (12)

核燃料物質を含み可燃性毒物を含まない第１群の燃料棒と、核燃料物質及び可燃性毒物を含む第２群の燃料棒と、内部を冷却水が流れるウォータロッドとを格子状に束ねて構成された燃料集合体を複数具備する原子炉の炉心において、平均濃縮度が異なる少なくとも２種類の燃料集合体を具備し、かつこれらの燃料集合体のうち最高濃縮度の燃料集合体には、第１の燃料集合体と、前記第２群の燃料棒のうち前記ウォータロッドに面する位置に配置されている燃料棒の割合が前記第１の燃料集合体より小さい第２の燃料集合体とが含まれ、炉心内には１本の制御棒とこれを包囲する４体の燃料集合体とから構成されるセルが多数配置されており、炉心最外周の少なくとも一部には前記第１の燃料集合体または前記第２の燃料集合体が装荷され、かつ前記炉心を、炉心最外周に位置する燃料集合体と前記炉心最外周に位置する燃料集合体を少なくとも１体含むセルを構成する燃料集合体とからなる炉心周辺領域と、この炉心周辺領域に属さない炉心内部領域とに分けたとき、前記炉心内部領域における第１の燃料集合体と第２の燃料集合体の体数の比は、前記炉心周辺領域における前記第１の燃料集合体と第２の燃料集合体の体数の比より大きいことを特徴とする原子炉の炉心。A first group of fuel rods that contain nuclear fuel material and does not contain flammable poisons, a second group of fuel rods that contain nuclear fuel materials and flammable poisons, and water rods through which cooling water flows are bundled in a grid The core of a nuclear reactor having a plurality of prepared fuel assemblies includes at least two types of fuel assemblies having different average enrichments, and the highest enrichment fuel assembly among these fuel assemblies is 1 fuel assembly and a second fuel assembly in which the proportion of the fuel rods arranged at the position facing the water rod in the second group of fuel rods is smaller than the first fuel assembly. In the core, a large number of cells composed of one control rod and four fuel assemblies surrounding the control rod are arranged. At least a part of the outermost periphery of the core has the first fuel. The assembly or the second fuel assembly is loaded. And a core peripheral region comprising a fuel assembly located on the outermost periphery of the core and a fuel assembly constituting a cell including at least one fuel assembly located on the outermost periphery of the core, and in the core peripheral region When divided into the core internal region that does not belong, the ratio of the number of the first fuel assembly and the second fuel assembly in the core internal region is the same as the first fuel assembly and the second fuel assembly in the core peripheral region. A reactor core characterized by being larger than the ratio of the number of fuel assemblies of two. 炉心周辺領域においては第２の燃料集合体の体数が第１の燃料集合体の体数より多いことを特徴とする請求項１記載の原子炉の炉心。2. The reactor core according to claim 1, wherein the number of the second fuel assemblies is larger than the number of the first fuel assemblies in the core peripheral region. 炉心内部領域においては第１の燃料集合体の体数が第２の燃料集合体の体数より多いことを特徴とする請求項１または２記載の原子炉の炉心。3. The nuclear reactor core according to claim 1, wherein the number of bodies of the first fuel assemblies is larger than the number of bodies of the second fuel assemblies in the core inner region. 炉心周辺領域において装荷される最高濃縮度の燃料集合体は第２の燃料集合体であることを特徴とする請求項１乃至３記載の原子炉の炉心。The nuclear reactor core according to any one of claims 1 to 3, wherein the highest enriched fuel assembly loaded in the core peripheral region is a second fuel assembly. 炉心内に多数配置されたセルの一部が反応度の低い燃料集合体４体からなるコントロールセルであり、かつ前記炉心内部領域での前記コントロールセルに面するセルまたは最低濃縮度の燃料集合体を少なくとも１体含むセルに装荷される第１の燃料集合体と第２の燃料集合体の体数の比が、前記炉心内部領域での前記コントロールセル以外の前記コントロールセルに面しないかつ最低濃縮度の燃料集合体を含まないセルに装荷される前記第１の燃料集合体と第２の燃料集合体の体数の比よりも小さいことを特徴とする請求項１乃至４記載の原子炉の炉心。A part of a plurality of cells arranged in the core is a control cell comprising four low-reactivity fuel assemblies, and a cell facing the control cell in the core inner region or a fuel assembly having the lowest enrichment The ratio of the number of the first fuel assembly and the second fuel assembly loaded in a cell containing at least one fuel cell does not face the control cell other than the control cell in the core inner region and is the lowest concentration 5. The nuclear reactor according to claim 1, wherein the ratio is smaller than the ratio of the number of the first fuel assemblies and the second fuel assemblies loaded in a cell that does not include a certain fuel assembly. Core. 炉心内部領域において、第２の燃料集合体はコントロールセルに面するセルまたは最低濃縮度の燃料集合体を少なくとも１体含むセルにのみ装荷されていることを特徴とする請求項５記載の原子炉の炉心。6. The nuclear reactor according to claim 5, wherein, in the core inner region, the second fuel assembly is loaded only in a cell facing the control cell or a cell containing at least one fuel assembly having the lowest enrichment. Core. 平均濃縮度が異なる少なくとも２種類の燃料集合体を具備し、かつこれらの燃料集合体のうち最高濃縮度の燃料集合体には、第１の燃料集合体と、前記第２群の燃料棒のうち前記ウォータロッドに面する位置に配置されている燃料棒の割合が前記第１の燃料集合体より小さい第２の燃料集合体とが含まれ、炉心内には１本の制御棒とこれを包囲する４体の燃料集合体とから構成されるセルが多数配置されており、炉心最外周の少なくとも一部には前記第１の燃料集合体または前記第２の燃料集合体が装荷され、かつ前記炉心を、炉心最外周に位置する燃料集合体と前記炉心最外周に位置する燃料集合体を少なくとも１体含むセルを構成する燃料集合体とからなる炉心周辺領域と、この炉心周辺領域に属さない炉心内部領域とに分けたとき、炉心内部領域における第１の燃料集合体と第２の燃料集合体の体数の比を、第１サイクルにおいては炉心周辺領域における前記第１の燃料集合体と第２の燃料集合体の体数の比より大きく設定し、第２サイクルにおいては前記炉心周辺領域における前記第１の燃料集合体と第２の燃料集合体の体数の比より小さく設定することを特徴とする原子炉の炉心の運転方法。At least two types of fuel assemblies having different average enrichments are provided, and the highest enrichment fuel assembly of these fuel assemblies includes a first fuel assembly and a fuel rod of the second group. Of these, a fuel rod disposed at a position facing the water rod includes a second fuel assembly smaller than the first fuel assembly, and one control rod and the second fuel assembly are disposed in the core. A plurality of cells composed of four surrounding fuel assemblies are disposed, and at least a part of the outermost periphery of the core is loaded with the first fuel assembly or the second fuel assembly; and The core belongs to a core peripheral region composed of a fuel assembly located on the outermost periphery of the core and a fuel assembly constituting a cell including at least one fuel assembly located on the outermost periphery of the core, and belongs to the core peripheral region. The reactor when divided into the core inner area and not The ratio of the number of first fuel assemblies to the number of second fuel assemblies in the inner region, and in the first cycle, the ratio of the number of the first fuel assemblies and the second fuel assemblies in the core peripheral region. The reactor core operation is characterized in that it is set to be larger than the ratio and set to be smaller than the ratio of the number of the first fuel assemblies to the second fuel assemblies in the core peripheral region in the second cycle. Method. 炉心周辺領域において第１の燃料集合体の体数は、第１サイクルでは第２の燃料集合体の体数より少なくかつ第２サイクルでは第２の燃料集合体の体数より多いことを特徴とする請求項７記載の原子炉の炉心の運転方法。The number of the first fuel assemblies in the core peripheral region is less than the number of the second fuel assemblies in the first cycle and more than the number of the second fuel assemblies in the second cycle. A method of operating a reactor core according to claim 7 . 炉心内部領域において第１の燃料集合体の体数は、第１サイクルでは第２の燃料集合体の体数より多くかつ第２サイクルでは第２の燃料集合体の体数より少ないことを特徴とする請求項７または８記載の原子炉の炉心の運転方法。The number of the first fuel assemblies in the core inner region is larger than the number of the second fuel assemblies in the first cycle and less than the number of the second fuel assemblies in the second cycle. A method of operating a reactor core according to claim 7 or 8. 炉心の最外周には最高濃縮度の燃料集合体として、第１サイクルでは第２の燃料集合体を、また第２サイクルでは第１の燃料集合体を装荷することを特徴とする請求項７乃至９記載の原子炉の炉心の運転方法。8. A fuel assembly having the highest concentration is loaded on the outermost periphery of the core, the second fuel assembly is loaded in the first cycle, and the first fuel assembly is loaded in the second cycle. 9. A method of operating a reactor core according to 9. 第１サイクルから第２サイクルに移行する際に、炉心内部領域内の低濃縮度燃料集合体４体からなるコントロールセルに装荷された低濃縮度燃料集合体を、前記コントロールセル以外に装荷された低濃縮度燃料集合体と交換することを特徴とする請求項７乃至１０記載の原子炉の炉心の運転方法。When shifting from the first cycle to the second cycle, the low enrichment fuel assembly loaded in the control cell comprising the four low enrichment fuel assemblies in the core inner region was loaded in a place other than the control cell. The method for operating a reactor core according to claim 7, wherein the operation is replaced with a low enrichment fuel assembly. 第１サイクルから第２サイクルに移行する際に、炉心周辺領域に装荷された第２の燃料集合体を、炉心内部領域に装荷された第１の燃料集合体と交換することを特徴とする請求項７乃至１１記載の原子炉の炉心の運転方法。 The second fuel assembly loaded in the core peripheral region is replaced with the first fuel assembly loaded in the core inner region when shifting from the first cycle to the second cycle. Item 12. A method for operating a reactor core according to items 7 to 11.
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