JP4046870B2

JP4046870B2 - MOX fuel assembly

Info

Publication number: JP4046870B2
Application number: JP28506698A
Authority: JP
Inventors: 定幸井筒; 聡志藤田; 勝笹川; 毅彦国分
Original assignee: Hitachi Engineering and Services Co Ltd; Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Engineering and Services Co Ltd; Hitachi Ltd
Priority date: 1998-10-07
Filing date: 1998-10-07
Publication date: 2008-02-13
Anticipated expiration: 2018-10-07
Also published as: JP2000111679A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子炉に係わり、特にプルトニウムを混入したＭＯＸ燃料棒を有するＭＯＸ燃料集合体に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
（１）可燃性毒物による反応度制御
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、ウラン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。
この炉心では、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毒物とによって、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原子炉の臨界状態を維持している。可燃性毒物としては、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。この可燃性毒物を備えた燃料集合体に関する公知技術としては、例えば、特開昭５８−２１６９８９公報記載の燃料集合体のように、燃料バンドルの正方格子状配列の最外周にガドリニア入りウラン燃料棒を配置するものがある。
【０００３】
このような可燃性毒物による反応度抑制挙動の一例を図６に示す。
図６は、可燃性毒物の一種であるガドリニアを混入した燃料集合体の無限増倍率の燃焼変化の一例を示したものである。横軸には燃焼度を、縦軸には無限増倍率をとり、また比較のために、可燃性毒物入り燃料棒の本数を減らした場合の挙動を破線で、可燃性毒物の濃度を濃くした場合の挙動を一点鎖線で併せて示している。
図６に示されるように、無限増倍率は、燃焼度が進み可燃性毒物が燃えるにつれて緩やかに上昇し、可燃性毒物が燃え尽きたところでピークを迎え、そのピークを超えた後は緩やかに下降する。そして、この特性は、まず、可燃性毒物を混入する燃料棒の本数を増減させることで制御可能である。すなわち、可燃性毒物を混入する燃料棒の本数を増加させると、中性子吸収が増加する分燃焼初期での無限増倍率が減少し、逆に本数を減少させると、燃焼初期での無限増倍率が増大する（破線参照）。また、混入する可燃性毒物の濃度の増減によっても特性の制御が可能であり、濃度を増加させれば、可燃性毒物の燃え尽きる時期を遅らせることが可能になるため、無限増倍率の最大値を低下させることができ（一点鎖線参照）、逆に濃度を減少させれば、無限増倍率の最大値を増加させることができる。これら可燃性毒物入り燃料棒本数の増減と可燃性毒物濃度の増減という２つを組み合わせにより、炉心の余剰反応度や軸方向出力分布を適切に制御することが可能となる。
【０００４】
（２）ＭＯＸ燃料
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。この際、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。
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。ここで、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、中性子スペクトルが硬くなるほど中性子吸収効果が小さくなる。そのため、ＭＯＸ燃料を備えたＭＯＸ燃料集合体では、ウラン燃料のみを備えていたウラン燃料集合体よりも可燃性毒物の中性子吸収効果が低下する。
したがって、ＭＯＸ燃料集合体においては、上記の点に配慮して、通常のウラン燃料集合体における可燃性毒物の配置をさらに改良し適正化する必要がある。
【０００５】
（３）ＭＯＸ燃料集合体
ここで、ＭＯＸ燃料集合体の場合、ＭＯＸ燃料棒に可燃性毒物を混入しようとすると燃料の成型が複雑となり、技術上の困難やコスト増大等を招くため、通常、ＭＯＸ燃料棒とウラン燃料棒とを並存させ、ウラン燃料棒にのみ可燃性毒物を混入する。また、ＭＯＸ燃料棒においてプルトニウム富化度を軸方向に分布させようとすると同様に燃料の成型が複雑になることから、通常、ＭＯＸ燃料棒のプルトニウム富化度は軸方向一様とする。
すなわち、ＭＯＸ燃料集合体において余剰反応度や軸方向出力分布の制御を行うためには、通常、ウラン燃料棒に可燃性毒物を含有させるとともに、必要に応じて、そのウラン燃料棒において軸方向にウラン濃縮度分布や可燃性毒物濃度分布を設ける。このような燃料集合体の例としては、例えば特開昭６３−１０８２９４公報記載のＭＯＸ料集合体がある。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】
（４）高燃焼度化・ＭＯＸ装荷率増加及び富荷度種類数低減のニーズ
ところで、このようなＭＯＸ燃料について、経済性の向上のために高燃焼度化や炉心への装荷率増加が考えられている。まず、高燃焼度化を図るためには燃料の持つ反応度を高める必要があるが、この増大した反応度を抑制するためには、可燃性毒物を混入するウラン燃料棒の本数を増加させる必要がある。そのため、ＭＯＸ燃料装荷率が低減してしまうという損失が生じる。また、反応度を高めるためにＭＯＸ燃料のプルトニウム富化度を増加させると、中性子スペクトルの硬化がさらに増す傾向となるため、これによっても可燃性毒物入りウラン燃料棒の本数を増加させる必要が生じし、ＭＯＸ燃料装荷率が低減する。
したがって、ＭＯＸ燃料集合体において高燃焼度化・ＭＯＸ燃料装荷率増大により経済性向上を図りつつ余剰反応度を制御するためには、最も効果的な位置に必要最小限の可燃性毒物入り燃料棒を配置する必要がある。
またこのとき、成形コスト低減の観点から、ＭＯＸ燃料の富荷度種類数を極力減らしたいというニーズもある。
【０００７】
ここで、以上のような点にある程度配慮したＭＯＸ燃料集合体の公知技術として、例えば特開平４−２２０５９６号公報記載のものがある。このＭＯＸ燃料集合体は、ガドリニア入りウラン燃料棒を、９行９列正方格子状配列中の４隅に隣接する位置と、４隅のうち３つとに配置することにより、可燃性毒物入りウラン燃料棒の本数を１１本に低減してＭＯＸ燃料装荷率を比較的大きく確保し、かつ、ＭＯＸ燃料棒の富化度種類数は３種類にまで低減している。
しかしながら、ガドリニア入りウラン燃料棒を４つのコーナー付近に密集して配置し、各コーナーごとに密集する合計４つのガドリニア入りウラン燃料棒群を形成している。そのため、各群において、ある１本のガドリニア入りウラン燃料棒の近傍では、そのガドリニアにより比較的低レベルの熱中性子がガドリニアに吸収されて周囲の中性子スペクトルが硬くなり、これによってその群の他のガドリニア入りウラン燃料棒の吸収効果は薄くなっている。したがって、トータルで見るとガドリニア入りウラン燃料棒の中性子吸収効果が必ずしも十分に発揮されておらず、ガドリニア入りウラン燃料棒の本数低減に関しまだ改善の余地がある。また、富荷度種類数を２種類にまで減らすことはできない。
【０００８】
本発明の目的は、高燃焼度化を図りつつ、可燃性毒物入りウラン燃料棒の本数を必要最小限の数まで低減して大きなＭＯＸ燃料装荷率を確保し、かつ、ＭＯＸ燃料棒の富化度種類数を低減して成形コストを低減できるＭＯＸ燃料集合体を提供することにある。
【０００９】
【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、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ｎ行ｎ列の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４隅位置に配置された第１の燃料棒と、前記正方格子状配列の最外周部分が形成する４辺の各辺中点の格子位置又は各辺中点に最も近い格子位置に配置された第２の燃料棒とを含む。
一般に、沸騰水型原子炉の燃料集合体においては、減速材である水に近い燃料棒ほど熱中性子束が大きく、逆に他の燃料棒に取り囲まれている燃料棒ほど熱中性子束が小さくなるので、正方格子状配列最外周の燃料棒は特に熱中性子束が大きくなる。その最外周の中でも、正方格子状配列の隅になるほど大きな水ギャップ領域が近くに存在することから、熱中性子束は正方格子状配列の４隅位置が最も大きくなるが、このとき、４隅より離れた、正方格子状配列最外周部分が形成する４辺の各辺中点近傍の格子位置ではあまり熱中性子束は変わらないが、４隅に近づくほど急激に増大する傾向を示す。
このような熱中性子束の差に応じ、通常、ＭＯＸ燃料集合体では、局所出力ピーキングを減少して出力分布の平坦化を図り熱的余裕を確保する観点から、水に近い燃料棒のプルトニウム富化度を比較的低くし、水から遠い燃料棒のプルトニウム富化度を比較的高くする等の富化度分布をつけることが行われる。このとき、正方格子状配列の最外周では、上記したような正方格子状配列の４隅に近づくほど急激に熱中性子束が大きくなる特性に対応して、少なくとも４隅位置のＭＯＸ燃料棒のプルトニウム富荷度を、それ以外の位置のＭＯＸ燃料棒のプルトニウム富荷度と区別された最も低い富荷度とし、合計で少なくとも２種類のプルトニウム富荷度とすることが多い。
ところで、可燃性毒物の燃焼は中性子スペクトルに強く依存し、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。したがって、中性子平均エネルギーが比較的低い熱中性子束が最も大きい場所ほど、可燃性毒物の中性子吸収効果は有効に発揮される。そこで、本発明においては、最も熱中性子束が大きい正方格子状配列の４隅位置に、可燃性毒物入りウラン燃料棒（第１の燃料棒及び第２の燃料棒）をそれぞれ配置する。これにより、これら４つの可燃性毒物入りウラン燃料棒が中性子吸収効果を最も有効に発揮することができる。また、ＭＯＸ燃料棒でなくウラン燃料棒とすることで、４隅位置のＭＯＸ燃料棒のために１種類の富荷度（最低富荷度）が必要であったのを省略することができるので、富荷度種類数を１種類低減することができる。
一方、高燃焼度化を図る場合には増大した反応度を抑制するために４隅位置以外にさらに可燃性毒物入りウラン燃料棒を配置する必要があるが、上記のように熱中性子束が最も大きい場所ほど可燃性毒物の中性子吸収効果が有効に発揮されるという観点からは、従来構造のように、４隅位置の次に熱中性子束が大きい４隅位置隣接位置に配置するのが好ましいことになる。しかしながら、可燃性毒物入り燃料棒を近接して密集配置すると、ある１本の可燃性毒物入りウラン燃料棒の近傍では、その可燃性毒物により比較的低レベルの熱中性子が吸収されて周囲の中性子スペクトルが硬くなり、これによって他の可燃性毒物入りウラン燃料棒の吸収効果は薄くなり、トータルで見ると可燃性毒物入りウラン燃料棒の中性子吸収効果が必ずしも十分に発揮されないという弊害が生じる。そこで、本発明においては、可燃性毒物入りウラン燃料棒を、正方格子状配列の最外周部分が形成する４辺の各辺中点の格子位置又は各辺中点に最も近い格子位置に配置する。これにより、正方格子状配列最外周部分において、可燃性毒物入りウラン燃料棒は、４隅位置それぞれと、４辺の各辺中点付近それぞれとの、合計８箇所に分散して存在することとなるので、これらが互いに中性子吸収効果を有効に発揮することができる。
以上のように、本発明においては、可燃性毒物入りウラン燃料棒を、トータル的にみて中性子吸収効果が最も効果的に発揮されるように配置するので、その本数を必要最小限にすることができる。したがって、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も可燃性毒物入りウラン燃料棒の本数を十分に低減し、ＭＯＸ燃料装荷率を大きく確保することができる。また、４隅位置に可燃性毒物入りウラン燃料棒を配置するので、ＭＯＸ燃料棒の富荷度種類数を例えば３種類以下に低減することができる。したがって、成形コストを低減することができる。
【００１０】
（２）上記（１）において、好ましくは、前記正方格子状配列中に設けられた少なくとも１本の水ロッドをさらに有し、かつ、前記複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒は、前記水ロッドに隣接する格子位置に配置された第３の燃料棒を含む。熱中性子束の大きい水ロッド隣接位置にも可燃性毒物入りウラン燃料棒（第３の燃料棒）を配置することにより、それらの可燃性毒物の中性子吸収効果を有効に発揮させることができる。したがって、さらに可燃性毒物本数の低減を図ることができる。
【００１１】
（３）上記（１）において、また好ましくは、前記複数のＭＯＸ燃料棒は、燃料有効長が他のものよりも短い複数の第４の燃料棒を含んでおり、かつ、これら複数の第４の燃料棒を、前記正方格子状配列の最外周から２層目で前記第１の燃料棒に最も近い格子位置及び前記第２の燃料棒に最も近い格子位置に配置する。
これにより、第１及び第２の燃料棒の正方格子状配列内側に広い水の領域を作り出し、さらに中性子スペクトルを軟らかくすることができるので、それら第１及び第２の燃料棒の可燃性毒物の中性子吸収効果をさらに発揮させることができる。したがって、さらに可燃性毒物本数の低減を図ることができる。
【００１２】
（４）上記（１）において、また好ましくは、前記複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒に備えられたウランは、濃縮ウランである。
この場合、ＭＯＸ燃料集合体内おいて、ＭＯＸ燃料棒と可燃性毒物入りウラン燃料棒との反応度差を比較的小さくできるので、ＭＯＸ燃料棒のプルトニウム富化度の種類を例えば２種類以下とすることが可能となる。
【００１３】
（５）上記（１）において、また好ましくは、前記複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒に備えられたウランは、天然ウラン又は燃料再処理工程において回収された回収ウランである。
この場合、ＭＯＸ燃料集合体内おいて、ＭＯＸ燃料棒と可燃性毒物入りウラン燃料棒との反応度差が比較的大きくなるが、それでも、ＭＯＸ燃料棒のプルトニウム富化度の種類を例えば３種類以下とすることが可能である。
【００１４】
（６）上記（１）において、また好ましくは、前記第１の燃料棒のウラン濃縮度は、前記第２の燃料棒のウラン濃縮度よりも低くなっている。
【００１５】
（７）上記（１）において、また好ましくは、前記第１の燃料棒の可燃性毒物濃度は、前記第２の燃料棒の可燃性毒物濃度より高くなっている。
【００１６】
（８）上記（１）において、また好ましくは、ｎ≧９である。
【００１７】
【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。
本発明の第１の実施形態を図１〜図３により説明する。
本実施形態によるＭＯＸ燃料集合体の全体構造を表す側断面図を図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。
【００１８】
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４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。
【００１９】
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。
【００２０】
チャンネルボックス７は、上部タイプレート５に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が挿入されるようになっている。
【００２１】
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が互いに異なる５種類が配置されており、それぞれ燃料棒記号１，２，３，４，５で表す。
【００２２】
燃料棒記号１，２，３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２３９Ｐｕ、２４１Ｐｕ及び２３５Ｕを含んでいる。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（下端基準０／２４ノード〜２３／２４ノード部分）において軸方向に一様に、それぞれＡ［ｗｔ％］，Ｂ［ｗｔ％］（但しＡ＞Ｂ）となっている。また燃料棒記号３の燃料棒は、燃料有効長が他のものよりも短い部分長燃料棒（短尺燃料棒）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（下端基準１／２４ノード〜１５／２４ノード部分）において軸方向に一様にＢ［ｗｔ％］となっている。
燃料棒記号４，５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２３５Ｕを含んでいる。このとき燃料棒記号４，５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（下端基準０／２４ノード〜２４／２４ノード部分）において軸方向に一様に、それぞれＥ［ｗｔ％］，Ｄ［ｗｔ％］（但しＤ＞Ｅ）となっている。またガドリニア濃度は、それぞれＧ［ｗｔ％］，Ｈ［ｗｔ％］（但しＧ＞Ｈ）となっている。
【００２３】
このような燃料棒２は、燃料棒記号１が３２本、燃料棒記号２が２４本、燃料棒板棒３が８本、燃料棒記号４が４本、燃料棒記号５が６本、それぞれ図１（ａ）に示すように配置されている。
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４，５の燃料棒２のうち、ウラン濃縮度が低くガドリニア濃度が高い燃料棒記号４の燃料棒２は、正方格子状配列の４隅位置にそれぞれ１本ずつ配置され、ウラン濃縮度が高くガドリニア濃度が低い燃料棒記号５の燃料棒２は、正方格子状配列の最外周部分が形成する４辺の各辺中点の格子位置にそれぞれ１本ずつ４本と、２本の水ロッド３，３に挟まれるように隣接する位置に２本が配置されている。
【００２４】
また、上記以外の格子位置には、ＭＯＸ燃料棒である燃料棒記号１，２，３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１，２，３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、熱中性子束が高く出力が高くなる正方格子状配列の最外周部分に配置され、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。また部分長燃料棒である燃料棒記号３の燃料棒２が、正方格子状配列の最外周から２層目であってかつ燃料棒記号４，５の燃料棒２に最も近い格子位置に配置されている。その他の位置は、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。
なお、上記構成において、燃料棒記号４の燃料棒２が、正方格子状配列の４隅位置に配置された第１の燃料棒を構成し、燃料棒記号５の燃料棒２が、正方格子状配列の最外周部分が形成する４辺の各辺中点の格子位置に配置された第２の燃料棒及び水ロッドに隣接する格子位置に配置された第３の燃料棒を構成し、燃料棒記号３の燃料棒２が、燃料有効長が他のものよりも短い第４の燃料棒を構成する。
【００２５】
次に、以上のように構成した本実施形態の作用を説明する。
（１）正方格子状配列最外周でのガドリニア入りウラン燃料棒の配置による作用燃料集合体１においては、通常の沸騰水型原子炉の燃料集合体と同様、減速材である水に近い燃料棒２ほど熱中性子束が大きく、逆に他の燃料棒２に取り囲まれている燃料棒２ほど熱中性子束が小さくなるので、正方格子状配列最外周の燃料棒２は特に熱中性子束が大きくなる。その最外周の中でも、正方格子状配列の隅になるほど大きな水ギャップ領域が近くに存在することから、熱中性子束は正方格子状配列の４隅位置が最も大きくなる。このとき、４隅より離れた、正方格子状配列最外周部分が形成する４辺の各辺中点近傍の格子位置ではあまり熱中性子束は変わらないが、４隅に近づくほど急激に増大する傾向を示すことが知られている。
このような熱中性子束の差に応じる形で、従来のＭＯＸ燃料集合体では、局所出力ピーキングを減少して出力分布の平坦化を図り熱的余裕を確保する観点から、通常、水に近い燃料棒のプルトニウム富化度を比較的低くし、水から遠い燃料棒のプルトニウム富化度を比較的高くする等の富化度分布をつけることが行われている。このとき、正方格子状配列の最外周では、上記したような正方格子状配列の４隅に近づくほど急激に熱中性子束が大きくなる特性に対応して、少なくとも４隅位置のＭＯＸ燃料棒のプルトニウム富荷度を、それ以外の位置のＭＯＸ燃料棒のプルトニウム富荷度と区別された最も低い富荷度とし、合計で２種類以上の富荷度とすることが多い。
ところで、一般に、ガドリニア等の可燃性毒物の燃焼は中性子スペクトルに強く依存し、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ことが知られている。したがって、中性子平均エネルギーが比較的低い熱中性子束が最も大きい場所ほど、可燃性毒物の中性子吸収効果は有効に発揮される。そこで、本実施形態の燃料集合体１においては、最も熱中性子束が大きい正方格子状配列の４隅位置に、ガドリニア入りウラン燃料棒である燃料棒記号４の燃料棒２を配置する。これにより、これら４つの燃料棒２（燃料棒記号４）が中性子吸収効果を最も有効に発揮することができる。また、ＭＯＸ燃料棒でなくウラン燃料棒とすることで、従来、４隅位置のＭＯＸ燃料棒のために１種類の富荷度（最低富荷度）が必要であったのを省略することができるので、富荷度種類数を１種類低減することができる。
一方、高燃焼度化を図る場合には増大した反応度を抑制するために４隅位置以外にさらに可燃性毒物入りウラン燃料棒を配置する必要があるが、上記のように熱中性子束が最も大きい場所ほど可燃性毒物の中性子吸収効果が有効に発揮されるという観点からは、特開平４−２２０５９６号に開示された従来構造のように、４隅位置の次に熱中性子束が大きい４隅位置隣接位置にガドリニア入りウラン燃料棒を配置するのが好ましいことになる。しかしながら、ガドリニア入り燃料棒を近接して密集配置すると、ある１本のガドリニア入りウラン燃料棒の近傍では、そのガドリニアにより比較的低レベルの熱中性子が吸収されて周囲の中性子スペクトルが硬くなり、これによって他のガドリニア入りウラン燃料棒の吸収効果は薄くなり、トータルで見るとガドリニア入りウラン燃料棒の中性子吸収効果が必ずしも十分に発揮されないという弊害が生じる。そこで、本実施形態においては、ガドリニア入りウラン燃料棒である燃料棒記号５の燃料棒２を、正方格子状配列の最外周部分が形成する４辺の各辺中点の格子位置に配置する。これにより、図１（ａ）に示すように、正方格子状配列最外周部分において、可燃性毒物入りウラン燃料棒は、４隅位置それぞれと（燃料棒記号４）、４辺の各辺中点付近それぞれ（燃料棒記号５）との、合計８箇所に分散して存在することとなるので、これらがすべて中性子吸収効果を有効に発揮することができる。
【００２６】
（２）水ロッド隣接位置へのガドリニア入りウラン燃料棒の配置による作用
中性子束の大きい水ロッド３の隣接位置にもガドリニア入りウラン燃料棒である燃料棒記号５の燃料棒２を配置することにより、それらの可燃性毒物の中性子吸収効果についても有効に発揮させることができる。
【００２７】
（３）部分長燃料棒配置による作用
部分長燃料棒である燃料棒記号３の燃料棒２を、正方格子状配列最外周から２層目のうち、最外周にあるガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号４，５）に最も近い格子位置に配置することにより、それら燃料棒２（燃料棒記号４，５）の正方格子状配列内側に広い水の領域を作り出し、さらに中性子スペクトルを軟らかくすることができるので、それら燃料棒２（燃料棒記号４，５）のガドリニアの中性子吸収効果をさらに発揮させることができる。
【００２８】
（４）ウランペレットに濃縮ウランを用いることによる作用
上記したように、一般にＭＯＸ燃料集合体では、局所出力ピーキングを減少して出力分布の平坦化を図り熱的余裕を確保する観点から、熱中性子束の差に応じる形で、通常、水に近い燃料棒のプルトニウム富化度を比較的低くし、水から遠い燃料棒のプルトニウム富化度を比較的高くする等の富化度分布をつけることが行われている。そのため、ＭＯＸ燃料棒の富化度種類数の低減を図ろうとする場合、熱中性子束の差にかかわらず同一の富化度となる場合が多くなり、各ＭＯＸ燃料棒の出力差のばらつきが大きくなって局所出力ピーキングが増大する傾向となる。
また、ＭＯＸ燃料棒とウラン燃料棒とでは、ＭＯＸ燃料棒のほうが出力が大きくなるが、その出力差が大きくなることによっても局所出力ピーキングが増大する傾向となる。すなわち、ウラン燃料棒のウラン濃縮度が低いとＭＯＸ燃料棒との出力差が大きくなり、すべての燃料棒における出力差が一層拡大するため、一定の局所出力ピーキングを維持するにはＭＯＸ燃料棒の富化度種類数を多めに設定せざるを得なくなる。逆に、ウラン燃料棒のウラン濃縮度が高いとＭＯＸ燃料棒との出力差が小さくなって全燃料棒における出力差が縮小するため、ＭＯＸ燃料棒の富化度種類数を少なくすることができる。このことを図３により説明する。
図３は、ガドリニア入り燃料棒のウラン濃縮度をパラメータとした局所出力ピーキングとプルトニウム富化度種類数との関係の一例を示したものである。この図３において、▲１▼はガドリニア入りウラン燃料棒のウランが濃縮ウランの場合（２３５Ｕの濃縮度が例えば数％）、▲２▼はガドリニア入りウラン燃料棒のウランが回収ウランまたは天然ウランの場合（２３５Ｕの濃縮度が例えば１％程度以下）を示している。例えばある局所出力ピーキングを実現するために、濃縮ウランを用いた▲１▼において必要なプルトニウム富化度種類数のほうが、回収ウラン又は天然ウランを用いた▲２▼において必要なプルトニウム富化度種類数よりも、１種類少なくてすむことがわかる。例えば、濃縮ウランを用いた▲１▼において必要なプルトニウム富化度種類数が２種類であった場合（図３中Ａで示す）、回収ウラン又は天然ウランを用いた▲２▼において必要なプルトニウム富化度種類数は３種類となる（図３中Ｂで示す）。
本実施形態においては、ガドリニア入りウラン燃料棒である燃料棒記号４，５の燃料棒２に含まれるウランとして、濃縮度Ｅ，Ｄの濃縮ウランを用いる。これにより、ＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号１，２，３）のプルトニウム富化度種類数をＡ，Ｂの２種類としても、所定の局所出力ピーキングを実現可能となっている。
【００２９】
以上説明したように、本実施形態によれば、ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号４，５）を、トータル的にみて中性子吸収効果が最も効果的に発揮されるように配置するので、その本数を必要最小限の１０本にすることができる。したがって、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もガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号４，５）の本数を十分に低減し、ＭＯＸ燃料装荷率を大きく確保することができる。また、ＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号１，２，３）の富荷度種類数をＡ，Ｂの２種類に低減することができるので、成形コストを低減することができる。
【００３０】
本発明の第２の実施形態を図４により説明する。本実施形態は、ガドリニア入りウラン燃料棒のウランとして回収ウラン又は天然ウランを用いた場合の実施形態である。第１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。
本実施形態によるＭＯＸ燃料集合体の要部構造を表す横断面図を図４（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４（ｂ）に示す。この図４（ａ）（ｂ）は、第１の実施形態の図１（ａ）（ｂ）にそれぞれ対応する図である。
【００３１】
これら図４（ａ）及び図４（ｂ）において、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いる。各燃料棒２は、ペレットの種類や燃料有効長が互いに異なる６種類が配置されており、それぞれ燃料棒記号１，２，３，４，５，６で表す。
【００３２】
燃料棒記号１，２，３，４の燃料棒２はＭＯＸ燃料棒である。燃料棒記号１，２，３の燃料棒２のプルトニウム富化度は、図４（ｂ）に示すように、燃料有効長の全域（下端基準０／２４ノード〜２３／２４ノード部分）において軸方向に一様に、それぞれＡ［ｗｔ％］，Ｂ［ｗｔ％］，Ｃ［ｗｔ％］（但しＡ＞Ｂ＞Ｃ）となっている。また燃料棒記号４の燃料棒２は、燃料有効長が他のものよりも短い部分長燃料棒（短尺燃料棒）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（下端基準１／２４ノード〜１５／２４ノード部分）において軸方向に一様にＢ［ｗｔ％］となっている。
燃料棒記号５，６の燃料棒２はガドリニア入りウラン燃料棒である。それぞれのウランは、いわゆる回収ウラン又は天然ウランであり、その濃縮度は、図４（ｂ）に示すように、燃料有効長の全域（下端基準０／２４ノード〜２４／２４ノード部分）において軸方向に一様にともにＦ［ｗｔ％］となっている（但しＦは例えば１以下）。またガドリニア濃度は、それぞれＧ［ｗｔ％］，Ｈ［ｗｔ％］（但しＧ＞Ｈ）となっている。
【００３３】
このような燃料棒２は、燃料棒記号１が３２本、燃料棒記号２が１６本、燃料棒板棒３が８本、燃料棒記号４が８本、燃料棒記号５が４本、それぞれ図４（ａ）に示すように配置されている。
すなわち、ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号５，６）は、それぞれ、第１の実施形態の燃料棒記号４，５の燃料棒２と同様、正方格子状配列の４隅位置と、正方格子状配列の最外周部分が形成する４辺の各辺中点の格子位置及び２本の水ロッド３，３に隣接する位置とに配置されている。
【００３４】
また、残りのＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号１，２，３，４）のうち、プルトニウム富化度が最も低い燃料棒記号３の燃料棒２が、熱中性子束が高く出力が高くなる正方格子状配列の最外周部分の中でもさらに熱中性子束が高い側である４隅隣接位置に配置されており、残りの最外周部分の格子位置にその次にプルトニウム富化度が低い燃料棒記号２の燃料棒２が配置されており、これら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、部分長燃料棒である燃料棒記号４の燃料棒２は、第１の実施形態の燃料棒記号３の燃料棒２同様、正方格子状配列の最外周から２層目であってかつ燃料棒記号５，６の燃料棒２に最も近い格子位置に配置されている。その他の位置は、すべてプルトニウム富化度が最も高い燃料棒記号１の燃料棒２が配置されている。
なお、上記構成において、燃料棒記号５の燃料棒２が、正方格子状配列の４隅位置に配置された第１の燃料棒を構成し、燃料棒記号６の燃料棒２が、正方格子状配列の最外周部分が形成する４辺の各辺中点の格子位置に配置された第２の燃料棒及び水ロッドに隣接する格子位置に配置された第３の燃料棒を構成し、燃料棒記号４の燃料棒２が、燃料有効長が他のものよりも短い第４の燃料棒を構成する。
【００３５】
以上のように構成した本実施形態によっても、上記第１の実施形態と同様の効果を得る。すなわち、高燃焼度化を図る場合にもガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号４，５）の本数を１０本まで低減し、ＭＯＸ燃料装荷率を大きく確保することができる。また、ＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号１，２，３，４）の富荷度種類数を低減することができる。なおこのとき、第１の実施形態と異なり、ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号４，５）のウランとして濃縮度の低い回収ウラン又は天然ウランを用いるため、前述した図３で説明した原理によりＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号１，２，３）の富荷度種類数がＡ，Ｂ，Ｃと第１の実施形態よりは増えるが、これら３種類まで低減することはできるので、その限りにおいては成形コストを低減することができる。
【００３６】
本発明の第３の実施形態を図５により説明する。本実施形態は、燃料棒を１０行１０列に配列した場合の実施形態である。第１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。
本実施形態によるＭＯＸ燃料集合体の要部構造を表す横断面図を図５（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５（ｂ）に示す。これら図５（ａ）（ｂ）は、第１の実施形態の図１（ａ）（ｂ）にそれぞれ対応する図である。
【００３７】
これら図５（ａ）及び図５（ｂ）において、燃料棒２は、全部で９２本が１０行１０列の正方格子状に配列されており、また２本の水ロッド３が燃料棒２の８本分のスペースにそれらを置き換えるように配置されている。各燃料棒２は、ペレットの種類や燃料有効長が互いに異なる５種類（燃料棒記号１，２，３，４，５）があるが，その軸方向プルトニウム富化度・ウラン濃縮度分布等は、図１（ｂ）に示した第１の実施形態の燃料棒２（燃料棒記号１，２，３，４，５）と全く同一であるので説明を省略する。
【００３８】
これら燃料棒２は、燃料棒記号１が４２本、燃料棒記号２が２４本、燃料棒板棒３が１２本、燃料棒記号４が４本、燃料棒記号５が１０本、それぞれ図５（ａ）に示すように配置されている。
ガドリニア入りウラン燃料棒である燃料棒記号４，５の燃料棒２のうち、ウラン濃縮度が低くガドリニア濃度が高い燃料棒記号４の燃料棒２は、第１の実施形態同様、正方格子状配列の４隅位置にそれぞれ１本ずつ配置されている。一方、ウラン濃縮度が高くガドリニア濃度が低い燃料棒記号５の燃料棒２は、正方格子状配列の最外周部分が形成する４辺の各辺中点に最も近い２つの格子位置に２本ずつ８本と、２本の水ロッド３，３に挟まれるように隣接する位置に２本が配置されている。
【００３９】
また、残りのＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号１，２，３）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、第１の実施形態同様、熱中性子束が高く出力が高くなる正方格子状配列の最外周部分に配置されており、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、部分長燃料棒である燃料棒記号３の燃料棒２が、第１の実施形態同様、正方格子状配列の最外周から２層目であってかつ燃料棒記号４，５の燃料棒２に最も近い格子位置に配置されている。その他の位置は、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。
なお、上記構成において、燃料棒記号４の燃料棒２が、正方格子状配列の４隅位置に配置された第１の燃料棒を構成し、燃料棒記号５の燃料棒２が、正方格子状配列の最外周部分が形成する４辺の各辺中点に最も近い格子位置に配置された第２の燃料棒及び水ロッドに隣接する格子位置に配置された第３の燃料棒を構成し、燃料棒記号３の燃料棒２が、燃料有効長が他のものよりも短い第４の燃料棒を構成する。
【００４０】
以上のように構成した本実施形態によっても、上記第１の実施形態と同様、高燃焼度化を図る場合にもガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号４，５）の本数を十分に低減し、ＭＯＸ燃料装荷率を大きく確保することができる。また、ＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号１，２，３）の富荷度種類数をＡ，Ｂの２種類に低減することができるので、成形コストを低減することができる。
【００４１】
【発明の効果】
本発明によれば、高燃焼度化を図りつつ、可燃性毒物入りウラン燃料棒の本数を必要最小限の数まで低減して大きなＭＯＸ燃料装荷率を確保し、かつ、ＭＯＸ燃料棒の富化度種類数を低減して成形コストを低減できる。
【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燃料集合体の要部横断面図、及び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側断面図である。
【図３】ガドリニア入り燃料棒のウラン濃縮度をパラメータとした局所出力ピーキングとプルトニウム富化度種類数との関係の一例を示した図である。
【図４】本発明の第２の実施形態によるＭＯＸ燃料集合体の要部構造を表す横断面図、及び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である。
【図５】本発明の第３の実施形態によるＭＯＸ燃料集合体の要部構造を表す横断面図、及び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である。
【図６】可燃性毒物の一種であるガドリニアを混入した燃料集合体の無限増倍率の燃焼変化の一例を示した図である。
【符号の説明】
１燃料集合体
２燃料棒
３水ロッド[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to a boiling water reactor, and more particularly to a MOX fuel assembly having MOX fuel rods mixed with plutonium.
[0002]
[Prior art]
(1) Reactivity control with flammable poisons
In the core of a boiling water reactor, a large number of fuel assemblies containing fuel bundles are placed inside a rectangular tube channel box, and each fuel assembly contains fuel pellets containing uranium. A plurality of fuel rods, an upper tie plate and a lower tie plate that support them at the top and bottom, and a spacer or the like for maintaining a space between the fuel rods.
In this core, the control rods inserted between the fuel assemblies and the flammable poisons added to the fuel absorb the extraneous neutrons, thereby maintaining the critical state of the reactor throughout the operation period. ing. As the combustible poison, for example, a substance having a large thermal neutron absorption cross section such as gadolinia is used. As a known technique related to a fuel assembly provided with this flammable poison, for example, a fuel assembly described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 58-216989, a gadolinia-filled uranium fuel rod is disposed on the outermost periphery of a square lattice array of fuel bundles. There is something to arrange.
[0003]
An example of the reactivity suppression behavior by such a flammable poison is shown in FIG.
FIG. 6 shows an example of a combustion change at an infinite multiplication factor of a fuel assembly mixed with gadolinia which is a kind of combustible poison. The horizontal axis represents burnup, the vertical axis represents an infinite multiplication factor, and for comparison, the behavior when the number of fuel rods containing flammable poisons is reduced is indicated by a broken line, and the concentration of flammable poisons is increased. The behavior of the case is also shown by a one-dot chain line.
As shown in FIG. 6, the infinite multiplication factor gradually increases as the burnup progresses and the flammable poison burns, reaches a peak when the flammable poison burns out, and gradually decreases after the peak is exceeded. . And this characteristic is controllable by increasing / decreasing the number of the fuel rod which mixes a combustible poison first. In other words, increasing the number of fuel rods that contain flammable poisons decreases the infinite multiplication factor at the beginning of combustion by increasing neutron absorption, and conversely, decreasing the number increases the infinite multiplication factor at the initial stage of combustion. Increase (see broken line). In addition, the characteristics can be controlled by increasing or decreasing the concentration of the flammable poison that is mixed in. If the concentration is increased, the burnout time of the flammable poison can be delayed. The maximum value of the infinite multiplication factor can be increased by decreasing the concentration (see the alternate long and short dash line). By combining these two increases / decreases in the number of fuel rods containing flammable poisons and increases / decreases in the concentration of flammable poisons, it is possible to appropriately control the excess reactivity and axial power distribution of the core.
[0004]
(2) MOX fuel
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 At this 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.
Here, MOX fuel is more plentiful than uranium fuel because of the fact that the thermal neutron absorption cross section of plutonium 239 and plutonium 241 which are fissile materials is larger than uranium 235 and the absorption of neutrons by plutonium 240 is larger than uranium 238. However, the ratio of thermal neutrons decreases and the neutron spectrum becomes harder. Here, the combustion of the flammable poison 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 effect is reduced. Therefore, the neutron absorption effect of the flammable poison is lower in the MOX fuel assembly including the MOX fuel than in the uranium fuel assembly including only the uranium fuel.
Therefore, in the MOX fuel assembly, it is necessary to further improve and optimize the arrangement of the combustible poison in the normal uranium fuel assembly in consideration of the above points.
[0005]
(3) MOX fuel assembly
Here, in the case of the MOX fuel assembly, if a flammable poison is mixed into the MOX fuel rod, the molding of the fuel becomes complicated, resulting in technical difficulties and cost increase. Therefore, the MOX fuel rod and the uranium fuel rod are usually used. The flammable poison is mixed only in the uranium fuel rod. In addition, if the plutonium enrichment in the MOX fuel rods is distributed in the axial direction, the molding of the fuel becomes complicated, so that the plutonium enrichment of the MOX fuel rods is usually made uniform in the axial direction.
That is, in order to control the excess reactivity and the axial output distribution in the MOX fuel assembly, usually, the uranium fuel rod contains a flammable poison and, if necessary, the uranium fuel rod in the axial direction. Establish uranium enrichment distribution and flammable poison concentration distribution. As an example of such a fuel assembly, there is a MOX charge assembly described in, for example, Japanese Patent Laid-Open No. 63-108294.
[0006]
[Problems to be solved by the invention]
(4) Needs for higher burnup, increased MOX loading rate, and reduced number of rich loads
By the way, in order to improve the economic efficiency of such MOX fuel, it is considered to increase the burnup and increase the loading rate of the core. First, in order to achieve high burn-up, it is necessary to increase the reactivity of the fuel. To suppress this increased reactivity, it is necessary to increase the number of uranium fuel rods containing flammable poisons. There is. Therefore, a loss that the MOX fuel loading rate is reduced occurs. Also, increasing the plutonium enrichment of the MOX fuel to increase the reactivity tends to increase the hardening of the neutron spectrum, which also necessitates an increase in the number of uranium fuel rods with combustible poisons. In addition, the MOX fuel loading rate is reduced.
Therefore, in order to control the surplus reactivity while improving the economy by increasing the burnup and increasing the MOX fuel loading rate in the MOX fuel assembly, the minimum necessary fuel rods containing flammable poisons at the most effective positions Need to be placed.
At this time, there is also a need to reduce the number of MOX fuel richness types as much as possible from the viewpoint of reducing molding costs.
[0007]
Here, as a known technique of the MOX fuel assembly in consideration of the above points to some extent, there is, for example, one described in Japanese Patent Laid-Open No. 4-259696. In this MOX fuel assembly, gadolinia-filled uranium fuel rods are arranged at positions adjacent to four corners in three rows and nine columns of a square lattice array, and at three of the four corners, so that uranium fuel containing a flammable poison is contained. The number of rods is reduced to 11 to ensure a relatively large MOX fuel loading rate, and the number of enrichment types of MOX fuel rods is reduced to three.
However, gadolinia-filled uranium fuel rods are densely arranged in the vicinity of four corners, and a total of four gadolinia-filled uranium fuel rods are formed in each corner. Therefore, in each group, in the vicinity of a single gadolinia-containing uranium fuel rod, relatively low level thermal neutrons are absorbed by the gadolinia, and the surrounding neutron spectrum is hardened. The absorption effect of gadolinia-filled uranium fuel rods is thin. Therefore, in total, the neutron absorption effect of gadolinia-filled uranium fuel rods is not always sufficiently exhibited, and there is still room for improvement in terms of reducing the number of gadolinia-filled uranium fuel rods. In addition, the number of types of wealth cannot be reduced to two.
[0008]
The object of the present invention is to reduce the number of uranium fuel rods containing combustible poisons to the minimum necessary number while increasing the burnup, to secure a large MOX fuel loading rate, and to enrich the MOX fuel rods An object of the present invention is to provide a MOX fuel assembly that can reduce the number of types and reduce the molding cost.
[0009]
[Means for Solving the Problems]
(1) To achieve the above object, the present invention includes 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 arranged in a square grid of n rows and n columns with uranium fuel rods, the plurality of uranium fuel rods containing flammable poisons are the first fuels arranged at the four corner positions of the square grid arrangement. And a second fuel rod disposed at the lattice position of each of the four side midpoints formed by the outermost peripheral portion of the square grid array or at the grid position closest to each side midpoint.
In general, in a fuel assembly of a boiling water reactor, a fuel rod closer to water as a moderator has a larger thermal neutron flux, and conversely, a fuel rod surrounded by other fuel rods has a smaller thermal neutron flux. Therefore, the fuel rods at the outermost periphery of the square lattice array have a particularly large thermal neutron flux. Among the outermost circumferences, the larger the water gap region is, the closer to the corners of the square lattice arrangement, the thermal neutron flux becomes the largest at the four corner positions of the square lattice arrangement. The thermal neutron flux does not change much at the lattice positions in the vicinity of the midpoints of the four sides formed by the distant, outermost part of the square lattice array, but it tends to increase rapidly as it approaches the four corners.
Depending on the difference in the thermal neutron flux, the MOX fuel assembly normally has a plutonium richness in the fuel rod close to water from the viewpoint of reducing the local output peaking and flattening the output distribution to ensure thermal margin. The enrichment distribution is made such that the degree of enrichment is relatively low and the plutonium enrichment of fuel rods far from water is relatively high. At this time, at the outermost periphery of the square lattice arrangement, the plutonium of the MOX fuel rod at least at the four corner positions corresponds to the characteristic that the thermal neutron flux increases rapidly as it approaches the four corners of the square lattice arrangement as described above. It is often the case that the load is the lowest load that is distinguished from the plutonium load of the MOX fuel rods at other positions, and the total load is at least two types of plutonium.
By the way, the combustion of the flammable poison is strongly dependent on the neutron spectrum, and the lower the neutron average energy (softer the neutron spectrum), the more the combustion proceeds and the neutron absorption effect increases. Therefore, the neutron absorption effect of the flammable poison is more effectively exhibited in the place where the thermal neutron flux having the relatively low average neutron energy is the largest. Therefore, in the present invention, uranium fuel rods containing combustible poisons (first fuel rod and second fuel rod) are respectively arranged at the four corner positions of the square lattice array having the largest thermal neutron flux. Thereby, these four flammable poison-containing uranium fuel rods can most effectively exhibit the neutron absorption effect. Also, by using uranium fuel rods instead of MOX fuel rods, it is possible to omit the need for one kind of full load (minimum full load) for the MOX fuel rods at the four corner positions. It is possible to reduce the number of types of richness by one.
On the other hand, in order to increase the burnup, in order to suppress the increased reactivity, it is necessary to dispose uranium fuel rods containing flammable poisons in addition to the four corner positions. From the viewpoint that the neutron absorption effect of the flammable poison is more effectively exhibited at a larger location, it is preferable to arrange the thermal neutron flux next to the four corner positions next to the four corner positions as in the conventional structure. become. However, if fuel rods containing flammable poisons are closely arranged close together, a relatively low level of thermal neutrons is absorbed by the flammable poisons in the vicinity of a single uranium fuel rod containing flammable poisons. As a result, the spectrum becomes stiff, and the absorption effect of the other flammable poison-containing uranium fuel rods becomes thin. When viewed in total, the neutron absorption effect of the flammable poison-containing uranium fuel rods is not necessarily exhibited sufficiently. Therefore, in the present invention, the uranium fuel rod containing the flammable poison is disposed at the lattice position at the center point of each of the four sides formed by the outermost peripheral part of the square lattice array or at the lattice position closest to the center point of each side. . Thereby, in the outermost peripheral part of the square lattice array, the uranium fuel rods containing the flammable poisons are present in a total of eight places, each of the four corner positions and each of the four sides. Therefore, they can effectively exhibit each other's neutron absorption effect.
As described above, in the present invention, the uranium fuel rods containing combustible poisons are arranged so that the neutron absorption effect is most effectively exhibited as a whole, so that the number of uranium fuel rods can be minimized. it can. Therefore, for example, even when a high burn-up such as an average take-off burnup of 40 GWd / t or more is achieved, the number of uranium fuel rods containing flammable poisons can be sufficiently reduced, and a large MOX fuel loading rate can be secured. In addition, since the uranium fuel rods containing combustible poisons are arranged at the four corner positions, the number of richness types of MOX fuel rods can be reduced to, for example, three or less. Therefore, the molding cost can be reduced.
[0010]
(2) In the above (1), preferably, the water rod further includes at least one water rod provided in the square lattice array, and the plurality of flammable poison-containing uranium fuel rods are the water rods. Includes a third fuel rod disposed at a grid position adjacent to. By disposing uranium fuel rods containing combustible poisons (third fuel rods) at positions adjacent to water rods having a large thermal neutron flux, the neutron absorption effect of those combustible poisons can be exhibited effectively. Therefore, the number of flammable poisons can be further reduced.
[0011]
(3) In the above (1), and preferably, the plurality of MOX fuel rods include a plurality of fourth fuel rods having an effective fuel length shorter than the others, and the plurality of fourth fuel rods. Are arranged at the lattice position closest to the first fuel rod and the lattice position closest to the second fuel rod in the second layer from the outermost periphery of the square lattice array.
This creates a large area of water inside the square grid array of the first and second fuel rods, and can also soften the neutron spectrum, so that the flammable poisons of the first and second fuel rods The neutron absorption effect can be further exhibited. Therefore, the number of flammable poisons can be further reduced.
[0012]
(4) In the above (1), preferably, the uranium provided in the uranium fuel rods containing the plurality of combustible poisons is enriched uranium.
In this case, since the reactivity difference between the MOX fuel rod and the uranium fuel rod containing the combustible poison can be made relatively small in the MOX fuel assembly, the type of the plutonium enrichment of the MOX fuel rod is set to two or less, for example. It becomes possible.
[0013]
(5) In the above (1), preferably, the uranium provided in the plurality of uranium fuel rods containing combustible poisons is natural uranium or recovered uranium recovered in a fuel reprocessing step.
In this case, in the MOX fuel assembly, the reactivity difference between the MOX fuel rod and the uranium fuel rod containing the flammable poison is relatively large. However, for example, the number of the plutonium enrichment of the MOX fuel rod is three or less. Is possible.
[0014]
(6) In the above (1), preferably, the uranium enrichment of the first fuel rod is lower than the uranium enrichment of the second fuel rod.
[0015]
(7) In the above (1), and preferably, the combustible poison concentration of the first fuel rod is higher than the combustible poison concentration of the second fuel rod.
[0016]
(8) In the above (1), preferably, n ≧ 9.
[0017]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.
A first embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS.
FIG. 2 is a side sectional view showing the overall structure of the MOX fuel assembly according to the present embodiment, FIG. 1A is a transverse sectional view taken along the line II in FIG. 2, and the axial plutonium enrichment of various fuel rods. An explanatory diagram showing the uranium enrichment distribution is shown in FIG.
[0018]
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. Provided as a neutron moderation rod that improves the neutron spectrum in the center, the water rod 3 is a hollow tube that forms the coolant flow path, and the fuel rod 2 and the water rod 3 are held at appropriate intervals in a plurality of axial directions. Spacer 4 and an upper tie plate 5 and a lower tie plate 6 which hold these fuel bundles at the upper and lower ends, respectively, and are surrounded by a rectangular tube channel box 7.
[0019]
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.
[0020]
The channel box 7 is attached to the upper tie plate 5, and a control rod 8 having a cross-shaped cross section is inserted so as to be adjacent thereto.
[0021]
A total of 74 fuel rods 2 are arranged in a square grid of 9 rows and 9 columns. 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 five types of pellets and different fuel effective lengths, which are represented by fuel rod symbols 1, 2, 3, 4, and 5, respectively.
[0022]
Fuel rods 2 with fuel rod symbols 1, 2, and 3 are MOX fuel rods filled with MOX fuel pellets made of plutonium oxide and uranium oxide as pellets. This MOX fuel pellet is composed of fuel material PuO2 and fuel base material UO2, and includes fission materials 239Pu, 241Pu and 235U. At this time, the plutonium enrichment degree of the fuel rod 2 of the fuel rod symbols 1 and 2 is the axis in the entire effective fuel length (lower end reference 0/24 node to 23/24 node portion) as shown in FIG. Uniformly in the direction, A [wt%] and B [wt%] (where A> B). Further, the fuel rod of the fuel rod symbol 3 is a partial length fuel rod (short fuel rod) whose effective fuel length is shorter than that of the others, and the plutonium enrichment is the entire fuel effective length (lower end reference 1). / 24 node to 15/24 node portion) is uniformly B [wt%] in the axial direction.
The fuel rods 2 with fuel rod symbols 4 and 5 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 uranium fuel pellet containing gadolinia is composed of UO2 as a fuel material and gadolinia as a combustible poison contained therein, and includes 235U as a fission material. At this time, as shown in FIG. 1B, the uranium enrichment of the fuel rods 2 with the fuel rod symbols 4 and 5 is in the axial direction in the entire fuel effective length (lower end reference 0/24 node to 24/24 node portion). Are uniformly E [wt%] and D [wt%] (where D> E). The gadolinia concentrations are G [wt%] and H [wt%] (where G> H), respectively.
[0023]
Such fuel rods 2 have 32 fuel rod symbols 1, 24 fuel rod symbols 2, 8 fuel rod plate rods 3, 4 fuel rod symbols 4 and 6 fuel rod symbols 5, respectively. They are arranged as shown in FIG.
That is, among fuel rods 2 of fuel rod symbols 4 and 5 that are uranium fuel rods containing gadolinia, fuel rods 2 of fuel rod symbol 4 having a low uranium enrichment and a high gadolinia concentration are located at the four corner positions of the square lattice array. The fuel rods 2 each having one uranium enrichment and a low gadolinia concentration are arranged at the grid positions at the midpoints of the four sides formed by the outermost peripheral portion of the square grid array. Two are arranged at adjacent positions so as to be sandwiched between four and two water rods 3 and 3, respectively.
[0024]
Further, fuel rods 2 of fuel rod symbols 1, 2, and 3 which are MOX fuel rods are arranged at lattice positions other than the above. That is, among the fuel rods 2 of the fuel rod symbols 1, 2, and 3, the fuel rod 2 of the fuel rod symbol 2 having a low plutonium enrichment has the outermost periphery of a square lattice array in which the thermal neutron flux is high and the output is high. It is arranged in the part, and this suppresses local output peaking in the early stage of combustion. Further, the fuel rod 2 of the fuel rod symbol 3 which is a partial length fuel rod is disposed at the lattice position closest to the fuel rod 2 of the fuel rod symbols 4 and 5 in the second layer from the outermost periphery of the square lattice arrangement. ing. In all other positions, fuel rods 2 of fuel rod symbol 1 with high plutonium enrichment are arranged.
In the above configuration, the fuel rods 2 with the fuel rod symbol 4 constitute the first fuel rods arranged at the four corner positions of the square lattice array, and the fuel rods 2 with the fuel rod symbol 5 have the square lattice shape. A fuel rod comprising: a second fuel rod disposed at a lattice position at a midpoint of each of the four sides formed by the outermost peripheral portion of the array; and a third fuel rod disposed at a lattice position adjacent to the water rod. The fuel rod 2 of symbol 3 constitutes a fourth fuel rod having a shorter effective fuel length than the others.
[0025]
Next, the operation of the present embodiment configured as described above will be described.
(1) In the working fuel assembly 1 with the arrangement of gadolinia-filled uranium fuel rods at the outermost periphery of the square lattice arrangement, the fuel rods close to water as a moderator, as in the fuel assemblies of ordinary boiling water reactors. The thermal neutron flux is larger by 2 and the thermal neutron flux is smaller as the fuel rod 2 is surrounded by the other fuel rods 2. . Among the outermost circumferences, the larger the water gap region is, the closer to the corner of the square lattice arrangement, the thermal neutron flux becomes the largest at the four corner positions of the square lattice arrangement. At this time, the thermal neutron flux does not change so much at the lattice position near the midpoint of each of the four sides formed by the outermost peripheral portion of the square lattice array apart from the four corners, but tends to increase rapidly as the four corners are approached. It is known to show.
In the conventional MOX fuel assembly in accordance with such a difference in thermal neutron flux, a fuel close to water is usually used from the viewpoint of reducing the local output peaking and flattening the output distribution to ensure thermal margin. Enrichment distributions such as making plutonium enrichment of rods relatively low and making plutonium enrichment of fuel rods far from water relatively high have been made. At this time, at the outermost periphery of the square lattice arrangement, the plutonium of the MOX fuel rod at least at the four corner positions corresponds to the characteristic that the thermal neutron flux increases rapidly as it approaches the four corners of the square lattice arrangement as described above. It is often the case that the load level is the lowest load level distinguished from the plutonium load level of the MOX fuel rods at other positions, and the load level is often two or more.
By the way, it is generally known that the combustion of combustible poisons such as gadolinia strongly depends on the neutron spectrum, and the lower the neutron average energy (the softer the neutron spectrum), the more the combustion proceeds and the greater the neutron absorption effect. Therefore, the neutron absorption effect of the flammable poison is more effectively exhibited in the place where the thermal neutron flux having the relatively low average neutron energy is the largest. Therefore, in the fuel assembly 1 of the present embodiment, the fuel rods 2 of the fuel rod symbol 4 that are gadolinia-containing uranium fuel rods are arranged at the four corner positions of the square lattice array having the largest thermal neutron flux. Thereby, these four fuel rods 2 (fuel rod symbol 4) can exhibit the neutron absorption effect most effectively. Also, by using uranium fuel rods instead of MOX fuel rods, it is possible to omit the need for one kind of load (minimum load) for the MOX fuel rods at the four corners. As a result, the number of types of richness can be reduced by one.
On the other hand, in order to increase the burnup, in order to suppress the increased reactivity, it is necessary to dispose uranium fuel rods containing flammable poisons in addition to the four corner positions. From the viewpoint that the neutron absorption effect of the flammable poison is more effectively exhibited at a larger location, as in the conventional structure disclosed in JP-A-4-220596, the four corners having the largest thermal neutron flux after the four corner positions are provided. It would be preferable to place gadolinia-filled uranium fuel rods adjacent to each other. However, when gadolinia-filled fuel rods are closely arranged close together, in the vicinity of one gadolinia-filled uranium fuel rod, relatively low level thermal neutrons are absorbed by the gadolinia, and the surrounding neutron spectrum becomes hard. As a result, the absorption effect of other uranium fuel rods containing gadolinia becomes thin, and when viewed in total, the neutron absorption effect of the uranium fuel rods containing gadolinia is not necessarily fully exhibited. Therefore, in the present embodiment, the fuel rod 2 of the fuel rod symbol 5 which is a uranium fuel rod containing gadolinia is disposed at the lattice positions of the center points of the four sides formed by the outermost peripheral portion of the square lattice array. As a result, as shown in FIG. 1 (a), the uranium fuel rods containing flammable poisons are located at the four corner positions (fuel rod symbol 4) and the midpoints of the four sides at the outermost periphery of the square grid array. Since there are a total of eight locations in the vicinity (fuel rod symbol 5) in the vicinity, all of them can effectively exhibit the neutron absorption effect.
[0026]
(2) Effects of the placement of gadolinia-filled uranium fuel rods adjacent to the water rod
By arranging the fuel rod 2 of the fuel rod symbol 5, which is a gadolinia-containing uranium fuel rod, at a position adjacent to the water rod 3 having a large neutron flux, the neutron absorption effect of those combustible poisons can be effectively exhibited. it can.
[0027]
(3) Effects of partial-length fuel rod arrangement
The fuel rod 2 of the fuel rod symbol 3 which is a partial length fuel rod is closest to the gadolinia-containing uranium fuel rod 2 (fuel rod symbols 4 and 5) in the outermost circumference of the second layer from the outermost circumference of the square lattice array. By arranging the fuel rods 2 (fuel rod symbols 4 and 5) at the lattice positions, it is possible to create a wide water region inside the square lattice array and further soften the neutron spectrum. The neutron absorption effect of gadolinia of fuel rod symbols 4 and 5) can be further exhibited.
[0028]
(4) Effects of using concentrated uranium in uranium pellets
As described above, in general, in the MOX fuel assembly, from the viewpoint of reducing the local output peaking and flattening the output distribution to ensure thermal margin, it is usually close to water in a form corresponding to the difference in thermal neutron flux. An enrichment distribution is made such that the plutonium enrichment of fuel rods is relatively low and the plutonium enrichment of fuel rods far from water is relatively high. Therefore, when trying to reduce the number of enrichment types of MOX fuel rods, the same enrichment often occurs regardless of the difference in thermal neutron flux, and the variation in the output difference of each MOX fuel rod is large. Thus, local output peaking tends to increase.
In addition, the MOX fuel rod and the uranium fuel rod have a larger output, but the output difference tends to increase the local output peaking. That is, if the uranium enrichment of the uranium fuel rods is low, the output difference from the MOX fuel rods will increase, and the output difference at all fuel rods will further increase. The number of enrichment types must be set too much. Conversely, if the uranium enrichment of the uranium fuel rods is high, the output difference from the MOX fuel rods is reduced and the output difference at all fuel rods is reduced. Therefore, the number of enrichment types of the MOX fuel rods can be reduced. . This will be described with reference to FIG.
FIG. 3 shows an example of the relationship between the local output peaking with the uranium enrichment of the fuel rod containing gadolinia as a parameter and the number of types of plutonium enrichment. In FIG. 3, (1) indicates that the uranium of the uranium fuel rod with gadolinia is enriched uranium (the enrichment of 235U is, for example, several percent), and (2) indicates that the uranium of the uranium fuel rod with gadolinia is recovered uranium or natural uranium. The case (the concentration of 235U is about 1% or less, for example) is shown. For example, in order to realize a certain local output peaking, the number of plutonium enrichment types required in (1) using enriched uranium is the required plutonium enrichment type in (2) using recovered uranium or natural uranium. It can be seen that one type is less than the number. For example, when the number of types of plutonium enrichment required in (1) using enriched uranium is two (indicated by A in FIG. 3), the plutonium required in (2) using recovered uranium or natural uranium The number of enrichment types is three (indicated by B in FIG. 3).
In the present embodiment, enriched uranium having enrichments E and D is used as uranium contained in fuel rods 2 of fuel rod symbols 4 and 5 which are gadolinia-containing uranium fuel rods. As a result, even when the number of types of plutonium enrichment of the MOX fuel rod 2 (fuel rod symbols 1, 2, 3) is set to two types A and B, predetermined local output peaking can be realized.
[0029]
As described above, according to the present embodiment, the uranium fuel rods 2 with gadolinia (fuel rod symbols 4 and 5) are arranged so that the neutron absorption effect is most effectively seen as a whole. The number can be reduced to a minimum of ten. Therefore, the number of uranium fuel rods 2 with gadolinia (fuel rod symbols 4 and 5) can be sufficiently reduced to achieve a large MOX fuel loading rate even when a high burn-up, for example, an average burn-up of 40 GWd / t or more is achieved. can do. Moreover, since the number of richness types of the MOX fuel rods 2 (fuel rod symbols 1, 2, and 3) can be reduced to two types A and B, the molding cost can be reduced.
[0030]
A second embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. This embodiment is an embodiment when recovered uranium or natural uranium is used as the uranium of the uranium fuel rod containing gadolinia. Portions equivalent to those in the first embodiment are denoted by the same reference numerals, and description thereof is omitted as appropriate.
FIG. 4A is a cross-sectional view showing the main structure of the MOX fuel assembly according to this embodiment, and FIG. 4B is an explanatory diagram showing the axial plutonium enrichment / uranium enrichment distribution of various fuel rods. Shown in FIGS. 4A and 4B correspond to FIGS. 1A and 1B of the first embodiment, respectively.
[0031]
4A and 4B, a total of 74 fuel rods 2 are arranged in a square grid of 9 rows and 9 columns. Each fuel rod 2 is arranged with six types of pellets and different fuel effective lengths, which are represented by fuel rod symbols 1, 2, 3, 4, 5, 6 respectively.
[0032]
Fuel rods 2 with fuel rod symbols 1, 2, 3, and 4 are MOX fuel rods. As shown in FIG. 4 (b), the plutonium enrichment of the fuel rod 2 of the fuel rod symbols 1, 2, and 3 is the axis in the entire fuel effective length (lower end reference 0/24 node to 23/24 node portion). A [wt%], B [wt%], and C [wt%] (provided that A>B> C), respectively, in the direction. In addition, the fuel rod 2 of the fuel rod symbol 4 is a partial length fuel rod (short fuel rod) whose effective fuel length is shorter than the others, and the plutonium enrichment is in the entire fuel effective length (lower end reference). (1/24 node to 15/24 node portion) is uniformly B [wt%] in the axial direction.
Fuel rods 2 with fuel rod symbols 5 and 6 are uranium fuel rods containing gadolinia. Each uranium is so-called recovered uranium or natural uranium. As shown in FIG. 4 (b), the enrichment of the uranium is the axis in the entire fuel effective length (lower reference 0/24 node to 24/24 node portion). Both are uniformly F [wt%] in the direction (where F is, for example, 1 or less). The gadolinia concentrations are G [wt%] and H [wt%] (where G> H), respectively.
[0033]
Such fuel rods 2 have 32 fuel rod symbols 1, 16 fuel rod symbols 2, 8 fuel rod plate rods 3, 8 fuel rod symbols 4, 4 fuel rod symbols 5, respectively. They are arranged as shown in FIG.
That is, the gadolinia-filled uranium fuel rods 2 (fuel rod symbols 5 and 6) are arranged at the four corner positions of the square lattice array and the square as in the fuel rods 2 and 5 of the first embodiment. The outermost peripheral portion of the grid-like array is arranged at the grid position of the midpoint of each of the four sides and the position adjacent to the two water rods 3 and 3.
[0034]
Further, among the remaining MOX fuel rods 2 (fuel rod symbols 1, 2, 3, and 4), the fuel rod 2 with the lowest plutonium enrichment has a square shape with high thermal neutron flux and high output. Fuel rod symbol 2 which is arranged at positions adjacent to the four corners on the higher thermal neutron flux side in the outermost peripheral part of the lattice-like arrangement and has the next lowest plutonium enrichment at the lattice position of the remaining outermost peripheral part. The fuel rods 2 are arranged so as to suppress local output peaking in the early stage of combustion. Further, the fuel rod 2 of the fuel rod symbol 4 which is a partial-length fuel rod is the second layer from the outermost periphery of the square lattice arrangement and the fuel rod 2 like the fuel rod 2 of the fuel rod symbol 3 of the first embodiment. The bar symbols 5 and 6 are arranged at the lattice positions closest to the fuel rod 2. In other positions, the fuel rod 2 of the fuel rod symbol 1 having the highest plutonium enrichment is arranged.
In the above configuration, the fuel rods 2 with the fuel rod symbol 5 constitute the first fuel rods arranged at the four corner positions of the square lattice array, and the fuel rods 2 with the fuel rod symbol 6 have the square lattice shape. A fuel rod comprising: a second fuel rod disposed at a lattice position at a midpoint of each of the four sides formed by the outermost peripheral portion of the array; and a third fuel rod disposed at a lattice position adjacent to the water rod. The fuel rod 2 indicated by symbol 4 constitutes a fourth fuel rod having a shorter effective fuel length than the others.
[0035]
According to the present embodiment configured as described above, the same effects as those of the first embodiment can be obtained. That is, even when increasing the burnup, the number of gadolinia-containing uranium fuel rods 2 (fuel rod symbols 4 and 5) can be reduced to 10 to ensure a large MOX fuel loading rate. In addition, the number of richness types of the MOX fuel rods 2 (fuel rod symbols 1, 2, 3, 4) can be reduced. At this time, unlike the first embodiment, recovered uranium or natural uranium with low enrichment is used as the uranium of gadolinia-containing uranium fuel rods 2 (fuel rod symbols 4 and 5). Therefore, the principle described with reference to FIG. The number of types of load of MOX fuel rods 2 (fuel rod symbols 1, 2, and 3) increases from the first embodiment to A, B, and C, but can be reduced to these three types. As long as it is possible, the molding cost can be reduced.
[0036]
A third embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In the present embodiment, the fuel rods are arranged in 10 rows and 10 columns. Portions equivalent to those in the first embodiment are denoted by the same reference numerals, and description thereof is omitted as appropriate.
FIG. 5A is a cross-sectional view showing the main structure of the MOX fuel assembly according to the present embodiment, and FIG. 5B is an explanatory diagram showing axial plutonium enrichment / uranium enrichment distribution of various fuel rods. Shown in FIGS. 5A and 5B correspond to FIGS. 1A and 1B of the first embodiment, respectively.
[0037]
5A and 5B, 92 fuel rods 2 are arranged in a square grid of 10 rows and 10 columns in total, and two water rods 3 are the fuel rods 2. It is arranged to replace them with 8 spaces. Each fuel rod 2 has five types (fuel rod symbols 1, 2, 3, 4, and 5) with different types of pellets and effective fuel length. The axial plutonium enrichment, uranium enrichment distribution, etc. The fuel rod 2 (fuel rod symbols 1, 2, 3, 4, 5) of the first embodiment shown in FIG.
[0038]
These fuel rods 2 have 42 fuel rod symbols 1, 24 fuel rod symbols 2, 12 fuel rod plate rods 3, 4 fuel rod symbols 4, and 10 fuel rod symbols 5. They are arranged as shown in (a).
Of the fuel rods 2 of fuel rod symbols 4 and 5 that are uranium fuel rods containing gadolinia, the fuel rods 2 of fuel rod symbol 4 having a low uranium enrichment and a high gadolinia concentration are arranged in a square lattice pattern as in the first embodiment. One is disposed at each of the four corner positions. On the other hand, two fuel rods 2 with fuel rod symbol 5 having a high uranium enrichment and a low gadolinia concentration are provided at two grid positions closest to the midpoints of the four sides formed by the outermost peripheral portion of the square grid array. Eight and two are arranged at adjacent positions so as to be sandwiched between two water rods 3 and 3.
[0039]
Of the remaining MOX fuel rods 2 (fuel rod symbols 1, 2, and 3), the fuel rod 2 of the fuel rod symbol 2 with a low plutonium enrichment has a high thermal neutron flux and output as in the first embodiment. Is arranged at the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement in which the locality is high, thereby suppressing local output peaking in the early stage of combustion. Further, the fuel rod 2 of the fuel rod symbol 3 which is a partial-length fuel rod is the second layer from the outermost periphery of the square lattice arrangement and the fuel rods 2 of the fuel rod symbols 4 and 5 as in the first embodiment. It is arranged at the lattice position closest to. In all other positions, fuel rods 2 of fuel rod symbol 1 with high plutonium enrichment are arranged.
In the above configuration, the fuel rods 2 with the fuel rod symbol 4 constitute the first fuel rods arranged at the four corner positions of the square lattice array, and the fuel rods 2 with the fuel rod symbol 5 have the square lattice shape. A second fuel rod disposed at a lattice position closest to a midpoint of each of the four sides formed by the outermost peripheral portion of the array and a third fuel rod disposed at a lattice position adjacent to the water rod; The fuel rod 2 with the fuel rod symbol 3 constitutes a fourth fuel rod having a shorter effective fuel length than the others.
[0040]
According to the present embodiment configured as described above, the number of gadolinia-containing uranium fuel rods 2 (fuel rod symbols 4 and 5) can be sufficiently reduced even when increasing the burnup as in the first embodiment. In addition, a large MOX fuel loading rate can be secured. Moreover, since the number of richness types of the MOX fuel rods 2 (fuel rod symbols 1, 2, and 3) can be reduced to two types A and B, the molding cost can be reduced.
[0041]
【The invention's effect】
According to the present invention, while increasing the burnup, the number of uranium fuel rods containing combustible poisons is reduced to the minimum necessary number to secure a large MOX fuel loading rate, and the enrichment of MOX fuel rods The molding cost can be reduced by reducing the number of types.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a cross-sectional view of a main part of a MOX fuel assembly according to a first embodiment of the present invention, and an explanatory diagram showing axial plutonium enrichment / uranium enrichment distribution of various fuel rods.
FIG. 2 is a side sectional view showing an overall structure of the MOX fuel assembly shown in FIG.
FIG. 3 is a diagram showing an example of the relationship between local output peaking and the number of types of plutonium enrichment using the uranium enrichment of a fuel rod containing gadolinia as a parameter.
FIG. 4 is a cross-sectional view showing the main structure of an MOX fuel assembly according to a second embodiment of the present invention, and an explanatory view showing axial plutonium enrichment / uranium enrichment distribution of various fuel rods.
FIG. 5 is a cross-sectional view showing the main structure of an MOX fuel assembly according to a third embodiment of the present invention, and an explanatory view showing axial plutonium enrichment / uranium enrichment distribution of various fuel rods.
FIG. 6 is a diagram showing an example of a combustion change at an infinite multiplication factor of a fuel assembly mixed with gadolinia which is a kind of flammable poison.
[Explanation of symbols]
1 Fuel assembly
2 Fuel rod
3 Water rod

Claims

A plurality of MOX fuel rods filled with plutonium oxide and uranium oxide and a plurality of uranium fuel rods filled with uranium oxide and containing a flammable poison are arranged in a square grid of n rows and n columns. In the MOX fuel assembly
The plurality of flammable poison-containing uranium fuel rods are arranged in four sides formed by the first fuel rods arranged at the four corner positions of the square lattice array and the outermost peripheral portion of the square lattice array. And a second fuel rod disposed at a grid position closest to the grid position of each point or the midpoint of each side.

2. The MOX fuel assembly according to claim 1, further comprising at least one water rod provided in the square lattice array, wherein the plurality of uranium fuel rods containing combustible poisons are attached to the water rod. A MOX fuel assembly comprising third fuel rods arranged at adjacent grid positions.

2. The MOX fuel assembly according to claim 1, wherein the plurality of MOX fuel rods include a plurality of fourth fuel rods having an effective fuel length shorter than that of the other, and the plurality of fourth fuel rods. MOX fuel assembly, wherein rods are arranged at the lattice position closest to the first fuel rod and the lattice position closest to the second fuel rod in the second layer from the outermost periphery of the square lattice array body.

2. The MOX fuel assembly according to claim 1, wherein the uranium provided in the plurality of uranium fuel rods containing combustible poisons is enriched uranium.

2. The MOX fuel assembly according to claim 1, wherein the uranium provided in the plurality of flammable poison-containing uranium fuel rods is natural uranium or recovered uranium recovered in a fuel reprocessing step. Aggregation.

2. The MOX fuel assembly according to claim 1, wherein the uranium enrichment of the first fuel rod is lower than the uranium enrichment of the second fuel rod.

2. The MOX fuel assembly according to claim 1, wherein the combustible poison concentration of the first fuel rod is higher than the combustible poison concentration of the second fuel rod.

2. The MOX fuel assembly according to claim 1, wherein n ≧ 9.