JP4098002B2

JP4098002B2 - Fuel assemblies and reactor cores

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Publication number: JP4098002B2
Application number: JP2002178062A
Authority: JP
Inventors: 靖平野; 浩久金子
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2002-06-19
Filing date: 2002-06-19
Publication date: 2008-06-11
Anticipated expiration: 2022-06-19
Also published as: JP2004020463A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の原子炉の燃料集合体および原子炉炉心に係わり、特に、特定の性質を有する燃料集合体群が特定の条件で組み合わせて装荷されている燃料集合体および原子炉炉心に関する。
【０００２】
【従来の技術】
近年、原子力発電プラントにおいては、運転経済性を向上させるために、燃料であるウランの濃縮度を高めることにより高燃焼度化を図ることや、プラントの設備利用率向上のために運転期間長期化を図っている。
【０００３】
図１１に沸騰水型原子炉に使用される高燃焼度燃料集合体の一例を示す。燃料集合体１は、濃縮ウランの酸化物を焼結した燃料ペレットを充填した７４本の燃料棒２、３と２本のウォータロッド６をスペーサ８、８’ で９行９列の格子状に配置保持し上部タイプレートおよびか舞台プレート５で結束して燃料棒束とし、これをチャンネルボックス７で包囲して構成されている。７４本の燃料棒はさらに、燃料ペレットが充填されている燃料棒有効長が通常の長さの６６本の長尺燃料棒２と燃料棒有効長が長尺燃料棒の約２／３の８本の短尺燃料棒３とからなる。また、一部の燃料棒には、余剰反応度を適切な範囲に制御するために、濃縮ウランの酸化物と可燃性毒物であるガドリニウムの酸化物（ガドリニア）を混合焼結した燃料ペレットが充填されている。
【０００４】
ところで、従来の燃料設計では、図１２、図１３に示すように、燃料集合体平均の核分裂性物質量が等しく（３．７５ｗｔ％）可燃性毒物の含有量の異なる２種類の燃料集合体を設計している。図１４、図１５において、Ｇは可燃性毒物含有の燃料棒、Ｖは短尺燃料棒、整数は通常の燃料棒を示す。また、濃縮度についてはｅ＜ｄ＜ｃ＜ｂ＜ａという関係が成り立つものとする。
【０００５】
このように２種類の燃料集合体を設計するのは、炉心の熱的特性、炉停止余裕の改善や、運転期間変動時の余剰反応度の平坦化を図るためである。すなわち、図１２に示されるような可燃性毒物の含有量の多い燃料集合体（高Ｇｄ燃料）を炉心の熱的特性、炉停止余裕の厳しい場所に配置し、その他の場所に、図１３に示すような可燃性毒物の含有量の少ない燃料集合体（低Ｇｄ燃料）を配置する。また、余剰反応度の適正化のため運転期間が短い場合は高Ｇｄ燃料の燃料装荷割合を高くし、運転期間が長い場合は低Ｇｄ燃料の燃料装荷割合を高くするなどの工夫を行っている。
【０００６】
また、従来の炉心の運転では、原子炉の運転操作性向上のため、燃料集合体１の原子炉内での配置を改良している。すなわち、図１４の炉心配置図に示すように、原子炉の出力を制御する制御棒１０を限定し、運転中に使用する制御棒１０の周辺に比較的燃焼度の進んだ燃料集合体１を配置して、コントロールセル１１を形成している。
【０００７】
これにより、制御棒１０の挿入深度を調整する際に制御棒周辺の燃料集合体１における出力変動を緩やかにして、制御棒１０の移動による影響を小さくするような炉心であるコントロールセルコア１２が考案されており、現在は、このような燃料集合体１および原子炉内の配置の改良を基に、原子炉の急速起動や定格出力での制御棒の調整が考えられている。
【０００８】
前記コントロールセルコア１２の採用により、長期間、同一の制御棒１０が出力の制御のために使用されることにより、当該制御棒１０の周辺における燃料集合体１については、制御棒１０が近傍に挿入されていることにより、燃料集合体１の熱中性子分布が歪んで燃焼が不均一となり、制御棒引抜き時において制御棒挿入時には抑えられていた部分に出力が集中してしまう。
【０００９】
また制御棒１０が近傍に挿入されることにより、減速材が排除されて比較的高速中性子束が高くなり、プルトニウムの蓄積が進むことから制御棒引抜き時に出力が上昇するという制御棒履歴効果が表れるという問題があった。
【００１０】
図１５の特性曲線図は、この制御棒履歴効果の概略を示したものである。図１５に示すように、横軸に燃焼度を、縦軸に上記燃料集合体１を構成する燃料棒２，３におけるコーナーロッドに位置する燃料棒１６の燃料集合体相対出力係数（以下局所ピーキング係数と呼ぶ）をとっている。ここで、コーナーロッドとは、燃料集合体の制御棒挿入側の隅部位置すなわち（1，1）位置をいい、図１６において符号１６で表される燃料棒位置である。
【００１１】
また、破線１３は制御棒１０が挿入されていない場合の局所ピーキング係数、破線１４は制御棒１０が挿入されている場合の局所ピーキング係数を表している。さらに、コントロールセル１１を構成している燃料集合体１の局所ピーキング係数は、実線１５で示すように点Ａ〜点Ｆへと変化して行く。
【００１２】
すなわち、点Ｃ〜点Ｄの一定期間、制御棒１０の履歴を受けた局所ピーキング係数は、制御棒１０を引抜くと点Ｇへ戻るのではなく、前記制御棒履歴効果により点Ｅへ移る。この時の点Ｇ−点Ｅの増加が制御棒履歴効果である。
【００１３】
この制御棒履歴効果は、図１６に示すように、燃料集合体１における制御棒１０の中心付近の燃料棒１６、１７、１８に生ずるが、特に上述のコーナーロッドに位置する燃料棒１６において、また原子炉の長期運転が行われるほど著しい。
【００１４】
この対策としては、図１６に示した燃料集合体において、燃料集合体１の（１，１）コーナー部および制御棒１０に面した位置（１６，１７，１８等の位置）の燃料棒の核分裂性物質含有量を他の位置の含有量より下げる構成が示された特開昭５４−３３９９３号公報「燃料集合体」と、（１，１）コーナー部の燃料棒１６に減損ウランを用いる構成が示された特開昭５６−１２５６８９号公報「燃料集合体」が開示されている。
【００１５】
一般に、燃料の反応度特性の観点からは、熱中性子分布の高い燃料集合体外周部やウォータロッド周囲の燃料棒の核分裂性物質量を高めた方が有利である。また、高燃焼度化の観点からは、集合体平均の核分裂性物質量をできるだけ高める必要がある。したがって、全ての燃料集合体について先述の公報記載の構成による対策を行うと、運転末期の燃料の反応度をロスすることになり、燃料経済性を損なうことになる。
【００１６】
【発明が解決しようとする課題】
上述した通り、制御棒の移動による影響を小さくするためにコントロールセルを採用すると、制御棒履歴に問題が生じ、これを改善すべく１種類の燃料集合体の制御棒挿入側の角部の核分裂性物質含有量を下げると、それを補うべく全体の含有量を高めなければならないため、燃料コストが増大するという問題があった。
【００１７】
そこで、本発明は、制御棒履歴効果の対策として、燃料集合体の制御棒挿入側の核分裂性物質量を低下させても、反応度のロスをできるだけ少なくすることのできる燃料集合体群および原子炉炉心を提供することを目的とする。
【００１８】
【課題を解決するための手段】
請求項１記載の発明に係わる燃料集合体群は、内部に核分裂性物質が充填された複数の燃料棒および前記燃料棒間に配置された水ロッドを有し可燃性毒物を含有する複数の第１燃料集合体と、内部に核分裂性物質が充填された複数の燃料棒および前記水ロッドを有し前記第１燃料集合体よりも少ない量の可燃性毒物を含有する複数の第２燃料集合体とを具備し、１つの原子炉炉心に装荷される燃料集合体群であって、前記第２燃料集合体の燃料棒のうち、燃料集合体の隣接する制御棒の中心側の角部に位置する燃料棒の核分裂性物質量が、前記角部に位置する燃料棒に近接する燃料棒およびそれ以外の燃料棒の核分裂性物質量よりも少なく、かつ、前記第２燃料集合体の前記角部に位置する燃料棒およびそれに近接する燃料棒の核分裂性物質量が、前記第１燃料集合体の対応する位置の燃料棒の核分裂性物質量より少ないことを特徴としている。
【００１９】
請求項２記載の発明に係わる燃料集合体群は、内部に核分裂性物質が充填された複数の燃料棒および前記燃料棒間に配置された水ロッドを有し可燃性毒物を含有する複数の第１燃料集合体と、内部に核分裂性物質が充填された複数の燃料棒および前記水ロッドを有し前記第１燃料集合体よりも少ない量の可燃性毒物を含有する複数の第２燃料集合体と、前記第２燃料集合体と同じ量の可燃性毒物を含有する複数の第３燃料集合体とを具備し、１つの原子炉炉心に装荷される燃料集合体群であって、前記第３燃料集合体の燃料棒のうち燃料集合体の隣接する制御棒の中心側の角部に位置する燃料棒の核分裂性物質量が、前記角部に位置する燃料棒に近接する燃料棒およびそれ以外の燃料棒の核分裂性物質量よりも少なく、かつ、前記第３燃料集合体の前記角部に位置する燃料棒およびそれに近接する燃料棒の核分裂性物質量が、前記第１燃料集合体および前記第２集合体の対応する位置の燃料棒の核分裂性物質量より少なくないことを特徴としている。
【００２０】
本発明において性、制御棒の中心側の角部に位置する燃料棒を（ｘ，ｙ）座標で表すと、４つの象限それぞれについて（１，１）、（−１，１）、（１，−１）、（−１，−１）となるが、（１，１）を代表として取り上げて説明し、これ以外の象限については説明を省略する。角部に位置する燃料棒（１，１）に近接する燃料棒とは、（１，２）、（２，１）、（１，３）、（３，１）位置の燃料棒のことである。
【００２１】
請求項３記載の発明は、請求項１又は２記載の燃料集合体群において、少なくとも前記角部に位置する燃料棒の濃縮度が、天然ウラン、回収ウランまたは劣化ウランにより調整されていることを特徴としている。
【００２２】
請求項４記載の発明は、請求項１又は２記載の燃料集合体群において、前記燃料集合体がＤ格子で配列され、少なくとも前記角部に位置する燃料棒の濃縮度が、天然ウラン、回収ウランまたは劣化ウランにより調整されていることを特徴としている。
【００２３】
請求項５記載の発明は、請求項１乃至４のいずれか１項記載の燃料集合体群において、少なくとも前記角部に位置する燃料棒における上部領域の核分裂性物質量が下部領域よりも少ないことを特徴としている。
【００２４】
請求項６記載の発明は、請求項１乃至５いずれか１項記載の燃料集合体群を装荷してなる原子炉炉心である。
【００２５】
請求項７記載の発明は、請求項２記載の燃料集合体群を装荷してなる原子炉炉心であって、前記第３燃料集合体の装荷体数が、当該原子炉炉心全体で使用するコントロールセルの体数と同じ、または予備のコントロールセルを含む全コントロールセルの体数と同じであることを特徴としている。
【００２６】
一般に、ガドリニウム（Ｇｄ）のような可燃性毒物を含有した燃料棒は、燃料集合体で使用される複数の核分裂性物質量（ウラン燃料の場合は濃縮度）の最大値となっていない。これは、可燃性毒物を含有した燃料棒は、可燃性毒物を含有しない燃料棒に比べ熱伝導率が低いので、可燃性毒物燃焼後の燃料寿命後期の相対出力が増加しないように、あらかじめ核分裂性物質量を下げた設計となっているためである。
【００２７】
本発明によれば、制御棒履歴効果の対策として、可燃性毒物の含有量の少ない低Ｇｄ燃料のみの制御棒側の角部の（ｘ，ｙ）座標で定義される少なくとも（１，１）位置の燃料棒の核分裂性物質量を少なくさせている。
【００２８】
この低Ｇｄ燃料の核分裂性物質量の減少分は、高Ｇｄ燃料と低Ｇｄ燃料の可燃性毒物含有燃料棒本数の差分だけ低Ｇｄ燃料の核分裂性物質量を増加できるのでこの増加分で打ち消すように設計できる。したがって、低Ｇｄ燃料（請求項１の第２燃料集合体、または請求項２および３の第３燃料集合体）の燃料集合体の核分裂性物質量を高Ｇｄ燃料（第１燃料集合体）より低下させずに済む。
【００２９】
すなわち、単に燃料集合体の角部付近の燃料棒の核分裂性物質量を下げた設計を全ての燃料（高Ｇｄ燃料や低Ｇｄ燃料）に適用した場合に比べれば、炉心全体の反応度を大きく損なうことはない。
【００３０】
請求項１では、通常の高Ｇｄ燃料（第１燃料集合体）と制御棒履歴効果の対策を施した低Ｇｄ燃料（第２燃料集合体）で炉心を構成しており、全部の燃料集合体に制御棒履歴効果の対策を施した場合に比べ、燃料集合体の平均核分裂性物質量を高くでき、燃料集合体の反応度を高くできる。
【００３１】
ただし、制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料は、平均核分裂性物質量は減少させなくても、反応度価値の高い燃料集合体のコーナー付近の燃料棒の核分裂性物質量が低下する分、通常の低Ｇｄ燃料に比べて若干反応度を損なうことになる。
【００３２】
低Ｇｄ燃料の全てを制御棒履歴対策用の燃料集合体とする必要はないので、請求項２では、通常の高Ｇｄ燃料（第１燃料集合体）、低Ｇｄ燃料（第２燃料集合体）と、制御棒履歴効果の対策を施した低Ｇｄ燃料（第３燃料集合体）の３種類の燃料で炉心を構成することにより、請求項１に比べ通常の低Ｇｄ燃料集合体を使用した分だけ炉心全体の反応度を高くできる。
【００３３】
さらに、請求項７では、制御棒履歴効果の対策を施した低Ｇｄ燃料をコントロールセルまたは予備のコントロールセルの体数までに限定することにより、炉心全体の反応度をさらに高くすることができる。
【００３４】
請求項３は、少なくとも（１，１）位置の燃料棒の濃縮度を、回収ウランまたは天然ウランまたは劣化ウランで調整しているので、制御棒履歴効果の対策となるだけでなく、対象燃料の濃縮コストは必要なくなる。
【００３５】
請求項４は、Ｄ格子燃料集合体の場合に、少なくとも（１，１）位置の燃料棒の濃縮度を、回収ウランまたは天然ウランまたは劣化ウランで調整しているので、請求項３と同様の効果がある。Ｄ格子配列とは、制御棒が配置された非沸騰水領域の幅が、制御棒が配置されていない非沸騰水領域の幅よりも広く配置された構造のものである。
【００３６】
また、通常の運転における運転サイクル末期の軸方向出力分布は、図１７に示すように、中央部または上部ピークとなっているので、コントロールセルの制御棒引抜き後に線出力密度がより増加するのは軸方向上部の領域である。したがって、請求項５のように、少なくとも（１，１）位置の燃料棒の燃料棒の軸方向上部の核分裂性物質量を下部より下げることで、燃料集合体の平均核分裂性物質量を増加でき、反応度の利得を得ることができる。
【００３７】
【発明の実施の形態】
[実施形態１]
図１、図２は、本発明による第１の実施形態である。
図１は、低Ｇｄ燃料（第２燃料集合体）の水平断面図、および各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図である。各燃料棒の種類と濃縮度は図１（ｂ）のように対応している。図１中、Ｇは可燃性毒物含有の燃料棒、Ｖは短尺燃料棒、整数は通常の燃料棒を示している。また、本実施形態においては、高Ｇｄ燃料（第１燃料集合体）として従来例で説明した図１３の燃料棒を使用している。なお、当該燃料集合体の構成は従来と同様であるので、その構成は省略する。そして、本実施形態は、図１１に示した燃料集合体を用いたもので、チャンネルボックス７内の燃料棒の配列は９行９列の正方格子配列であり、燃料棒束は１から６およびＧで示す６６本の長尺燃料棒２と、Ｖで示す８本の短尺燃料棒３およびＷで示す２本のウォータロッド６で構成されている。燃料ペレットが充填されている有効部の長さは、長尺燃料棒では約３７０ｃｍ、短尺燃料棒で約２２０ｃｍである。
【００３８】
長尺燃料棒の有効部分には、上端部約３０ｃｍ（２ノード）および下端部約１５ｃｍ（１ノード）の部分に天然ウランペレット＊１が充填されているが、内部の約３２５ｃｍ部分の濃縮度は軸方向に一様である。また、各燃料棒の内部に充填されている燃料ペレットの濃縮度はａからｅまで５種類（天然ウランは除く）である。可燃性毒物を含有する燃料棒はＧの計１２本ある。ウランの濃縮度は図１において、１．４ｗｔ％＜ｅ＜ｄ＜ｃ＜ｂ＜ａという関係が成り立つ構成である。また、上述したように、図１３においてウラン濃縮度はｅ＜ｄ＜ｃ＜ｂ＜ａと構成されている。なお、上下端天然ウランブランケット部を含めた燃料集合体平均濃縮度はいずれも３．７５ｗｔ％である。
【００３９】
図１の低Ｇｄ燃料において、斜線で示した制御棒側の燃料棒の濃縮度（ｗｔ％）は、対応する位置の燃料棒の濃縮度より小さくなっている。
【００４０】
すなわち、制御棒に近接する（１，１）位置の燃料棒の濃縮度は１．４ｗｔ％であり、これ以外の角部である（１，９）、（９，１）および（９，９）位置の燃料棒の濃縮度よりも小さい。また、（１，１）位置に近接する（１，２）、（２，１）位置の燃料棒の濃縮度は（１，８）、（８，１）、（９，２）、（８，９）および（９，８）位置の燃料棒の濃縮度よりも小さい。さらに、（１，３）および（３，１）位置の燃料棒の濃縮度は、（１，７）、（７，１）、（３，７）、（７，３）、（７，９）、（９，７）位置の燃料棒の濃縮度より小さい。
【００４１】
また、図２に示した高Ｇｄ燃料の濃縮度と比較しても、対応する位置の燃料棒の濃縮度より小さくなっている。
【００４２】
すなわち、図１の（１，１）位置の燃料棒の濃縮度は、図１３の（１，１）位置の燃料棒の濃縮度より小さい。また、図１の（１，２）、（２，１）位置の燃料棒の濃縮度は、図１３の（１，２）、（２，１）位置の燃料棒の濃縮度より小さい。さらに、図１の（１，３）、（３，１）位置の燃料棒の濃縮度は、図１３の（１，３）、（３，１）位置の燃料棒の濃縮度より小さい。
【００４３】
これらの低Ｇｄ燃料（図１）と高Ｇｄ燃料（図１３）を図２のように装荷する。すなわち、コントロールセル１１には制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料Ｌのみを配置し、コントロールセル以外の領域は、低Ｇｄ燃料と通常の高Ｇｄ燃料を配置する（特に図示せず）ことにより、コントロールセル１１の制御棒１０を引抜いた後の局所ピーキングの悪化を抑制することができる。また、炉心全体の燃料に対して、制御棒履歴効果対策用に制御棒側の濃縮度を適用した場合に比べて反応度のロスを抑えることができる。
【００４４】
なお、図１の（１，１）位置の燃料棒の濃縮度１．４ｗｔ％は回収ウラン＊１であり（これは第４の発明の実施形態でもある）、回収ウランを用いたことで濃縮コストが低減できる。
【００４５】
[実施形態２]
図１、図２、図１２、図１３は、本発明による第２の実施形態である。図１２、図１および図１３は、それぞれ通常の低Ｇｄ燃料（第２燃料集合体）、制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料（第３燃料集合体）および通常の高Ｇｄ燃料（第１燃料集合体）の水平断面図、および各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図である。図１と図１３の制御棒コーナー側の濃縮度の関係は先に説明した通りである。
【００４６】
これら３種類の燃料集合体の炉心装荷パターンを図２に示す。すなわち、コントロールセル１１には制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料Ｌのみを配置し、コントロールセル以外の領域には、制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料Ｌ、通常の低Ｇｄ燃料および通常の高Ｇｄ燃料の３種類の燃料集合体を配置する（特に図示せず）ことにより、コントロールセル１１の制御棒１０を引抜いた後の局所ピーキングの悪化を抑制することができる。第１の発明に比べ、反応度の低下傾向を有する制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料の装荷体数が削減できるので、炉心全体の反応度のロスをより低減できる。
【００４７】
[実施形態３]
図１、図３、図１２、図１３は、本発明による第３の実施形態である。図１２、図１および図１３は、それぞれ通常の低Ｇｄ燃料（第２燃料集合体）、制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料（第３燃料集合体）および通常の高Ｇｄ燃料（第１燃料集合体）の水平断面図、および各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図である。図１と図１３の制御棒コーナー側の濃縮度の関係は先に説明した通りである。
【００４８】
これら３種類の燃料集合体の炉心装荷パターンを図３に示す。すなわち、コントロールセル１１および予備のコントロールセル１１ａには制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料Ｌのみを配置し、コントロールセル以外の領域には、制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料Ｌを配置せず通常の低Ｇｄ燃料と高Ｇｄ燃料のみ配置する（特に図示せず）ことにより、コントロールセル（予備も含む）の制御棒を引抜いた後の局所ピーキングの悪化を抑制することができる。第２の発明に比べ、反応度の低下傾向を有する制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料の装荷体数がさらに削減できるので、炉心全体の反応度のロスをより低減できる。
【００４９】
[実施形態４]
図４は、図１の（１，１）位置の燃料棒の濃縮度を天然ウランで調整した第４の実施形態である。図１と同じ燃料集合体平均濃縮度をもつように、（１，２）、（２，１）、（１，３）、（３，１）の濃縮度も図１と構成が異なっている。また、濃縮度についてはｅ＜ｄ＜ｆ＜ｃ＜ｂ＜ａという関係が成り立つものとする。（１，１）のコーナー部の燃料に、天然ウラン（濃縮度０．７ｗｔ％）を用いたことで、天然ウランを除く濃縮度の種類数増加を抑制でき濃縮コストが低減できる。
【００５０】
図５は、図１の（１，１）位置の燃料棒の濃縮度を劣化ウランで調整した第４の実施形態で、図１と同じ燃料集合体平均濃縮度をもち、制御棒履歴効果対策用に（１，１）、（１，２）、（２，１）の位置の濃縮度を下げている。濃縮度についてはｅ＜ｄ＜ｃ＜ｂ＜ａという関係が成り立つものとする。（１，１）のコーナー部の燃料に、劣化ウラン（濃縮度０．２ｗｔ％）を用いたことで、劣化ウランを除く濃縮度の種類数増加を抑制でき濃縮コストが低減できる。
【００５１】
ここで、図１、図４、図５の制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料制御棒引抜き後の局所出力ピーキング係数低減効果を、図６にまとめる。
【００５２】
この図は、各燃料の短尺燃料棒の存在する領域で４０％ボイド履歴の単位集合体燃焼計算を行い、燃焼度３０ＧＷｄ／ｓｔから４０ＧＷｄ／ｓｔの間に制御棒を挿入し、燃焼度４０ＧＷｄ／ｓｔで制御棒を引抜いた後の局所出力ピーキング係数の推移を示している。制御棒を挿入しない場合は、燃焼度２５ＧＷｄ／ｓｔ以降は、局所出力ピーキング係数は１．１以下の値で推移する。しかし、制御棒を挿入すると制御棒引抜き直後の局所出力ピーキング係数が増加し、図１２に示した通常の低Ｇｄ燃料（濃縮度２．４ｗｔ％）では、燃焼度４０ＧＷｄ／ｓｔで１．２４程度となる。
【００５３】
それに対し、図１（回収ウラン：コーナー燃料棒の濃縮度１．４ｗｔ％）の場合は、燃焼度４０ＧＷｄ／ｓｔの局所出力ピーキング係数は１．２０、図４（天然ウラン：コーナー燃料棒の濃縮度０．７ｗｔ％）の場合は１．１７、図５（劣化ウラン：コーナー燃料棒の濃縮度０．２ｗｔ％）の場合は１．１５で、３％から７％程度の局所出力ピーキング係数の低減効果が得られる。
【００５４】
[実施形態５]
本発明による第５の実施形態は、図７、図８の燃料集合体で、図２乃至図３の炉心を構成したものである。
【００５５】
図７、図８は、燃料集合体間の非沸騰水領域の幅が制御棒挿入側の方が非挿入側よりも広いＤ格子燃料集合体であり、短尺燃料棒Ｖ１とＶ２の本数、位置は、図１２と異なっており、燃料集合体平均濃縮度は３．９７ｗｔ％である。図７は、制御棒履歴効果対策用にコーナー周辺領域の濃縮度を下げた低Ｇｄ燃料であり、図８は、図７と同じ集合体平均濃縮度をもつ通常の高Ｇｄ燃料である。図７および図８において、濃縮度についてはｋ＜ｊ＜ｉ＜ｈ＜ｇという関係が成り立つものとする。
【００５６】
図７の低Ｇｄ燃料において、斜線で示した制御棒側の燃料棒の濃縮度（ｗｔ％）は、対応する位置の燃料棒の濃縮度より小さくなっている。
制御棒に近接する（１，１）のコーナー部の位置の燃料棒の濃縮度は０．７ｗｔ％であり、これ以外の角部である（１，９）、（９，１）および（９，９）位置の燃料棒の濃縮度よりも小さい。また、（１，１）位置に近接する（１，２）、（２，１）位置の燃料棒の濃縮度は、対応の（１，８）、（８，１）、（２，９）、（９，２）、（８，９）、（９，８）位置の燃料棒の濃縮度よりも小さい。
【００５７】
また、図８に示した高Ｇｄ燃料の濃縮度と比較しても、対応する位置の燃料棒の濃縮度より小さくなっている。
【００５８】
図７の（１，１）位置の燃料棒の濃縮度は、図８の（１，１）位置の燃料棒の濃縮度より小さい。また、図７（１，２）、（２，１）位置の燃料棒の濃縮度は、図８（１，２）、（２，１）位置の燃料棒の濃縮度より小さい。
【００５９】
さらに、（１，１）位置の燃料棒の濃縮度は天然ウランとなっている。
これらの低Ｇｄ燃料（図７）と高Ｇｄ燃料（図８）を例えば図２のように装荷する。すなわち、コントロールセルには制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料Ｌのみを配置し、コントロールセル以外の領域は、前記低Ｇｄ燃料Ｌと通常の高Ｇｄ燃料を配置する（特に図示せず）ことにより、コントロールセルの制御棒を引抜いた後の局所ピーキングの悪化を抑制することができる。また、炉心全体の燃料に対して、制御棒履歴効果対策用に制御棒側の濃縮度を適用した場合に比べて反応度のロスを抑えることができる。
【００６０】
図９に、図６と同様な計算を行った場合の結果を示す。通常の設計（（１，１）位置の燃料棒の濃縮度が２．４ｗｔ％）の場合に比べて、（１，１）燃料棒の濃縮度を天然ウランまで下げると、制御棒引抜き直後の燃焼度４０ＧＷｄ／ｓｔの局所出力ピーキング係数は、１．２９から１．２４まで約４％低減できる。
【００６１】
[実施形態６]
図１０に、本発明の第６の実施形態を示す。ここでは、制御棒履歴効果対策用に（１，１）、（１，２）、（１，３）位置の燃料棒の濃縮度を下げた設計としているが、これらの燃料棒の下部領域の濃縮度は、上部領域より高くしている。尚、濃縮度についてはｅ＜ｇ＜ｄ＜ｃ＜ｂ＜ａという関係が成り立つものとする。したがって、図１に比べて燃料集合体平均濃縮度を３．７５ｗｔ％から３．７６ｗｔ％まで０．０１ｗｔ％高くでき、この分だけ反応度の利得を得ることができる。
【００６２】
【発明の効果】
以上述べたように、本発明によれば、低Ｇｄ燃料と高Ｇｄ燃料からなる原子炉炉心において、高Ｇｄ燃料よりＧｄ燃料棒本数の少ない低Ｇｄ燃料で、Ｇｄ燃料棒の本数差の分の燃料棒の核分裂性物質量を増加し、制御棒挿入側のコーナー領域の燃料棒の核分裂性物質量を減らすことにより、高Ｇｄ燃料と同じ燃料集合体平均核分裂性物質量で、制御棒履歴効果対策用の新たな低Ｇｄ燃料を作ることができる。そこで、これをコントロールセルに用いれば炉心全体の反応度をロスすることなく制御棒引抜き後の線出力密度の悪化を低減可能な燃料集合体群及び原子炉炉心を提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明による低Ｇｄ燃料集合体の構成を示し、（ａ）は水平断面図、（ｂ）は各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図。
【図２】本発明による第１および第２の実施形態を示すコントロールセルコアの炉心配置図。
【図３】本発明による第３の実施形態を示すコントロールセルコアの炉心配置図。
【図４】本発明による第４の実施形態を示し、（ａ）は低Ｇｄ燃料集合体の構成を示す水平断面図、（ｂ）は各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図。
【図５】本発明による第４の実施形態を示し、（ａ）は低Ｇｄ燃料集合体の構成を示す水平断面図、（ｂ）は各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図。
【図６】制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料の制御棒引抜き後の局所出力ピーキング係数低減効果を表すグラフ。
【図７】本発明による第５の実施形態を示し、（ａ）はＤ格子低Ｇｄ燃料集合体の構成を示す水平断面図、（ｂ）は各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図。
【図８】本発明による第５の実施形態を示し、（ａ）は低Ｇｄ燃料集合体の構成を示す水平断面図、（ｂ）は各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図。
【図９】制御棒履歴効果対策用のＤ格子低Ｇｄ燃料の制御棒引抜き後の局所出力ピーキング係数の低減効果を表すグラフ。
【図１０】本発明による第６の実施形態を示し、（ａ）は低Ｇｄ燃料集合体の構成を示す水平断面図、（ｂ）は各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図。
【図１１】従来の高燃焼度用燃料集合体を一部断面で示し、（ａ）は立面図、（ｂ）は（ａ）のｂ−ｂ矢視断面図、（ｃ）は（ａ）のｃ−ｃ矢視断面図。
【図１２】従来例の低Ｇｄ燃料集合体の構成を示し、（ａ）は水平断面図、（ｂ）は各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図。
【図１３】従来例および本発明の高Ｇｄ燃料集合体の構成を示し、（ａ）は水平断面図、（ｂ）は各燃料棒の濃縮度・可燃性毒物の軸方向分布図
【図１４】コントロールセルコアの炉心配置図。
【図１５】制御棒履歴効果を示す特性曲線グラフ。
【図１６】従来の高燃焼度用燃料集合体の横断面図
【図１７】運転後期の軸方向出力分布特性グラフ。
【符号の説明】
１…燃料集合体
２…長尺燃料棒
３…短尺燃料棒
４…上部タイプレート
５…下部タイプレート
６…太径ウォータロッド
７…チャンネルボックス
８…スペーサ
９…外部スプリング
１０…十字型制御棒
１１…コントロールセル
１１ａ…予備のコントロールセル
１２…コントロールセルコア
１３〜１５…局所ピーキング係数曲線
１６…（１，１）コーナー位置
１７…（１，２）、（２，１）位置
１８…（１，３）、（３，１）位置
１９…（１，１）以外のコーナー位置
２０…１７と対応する位置
２１…１８と対応する位置
Ｌ…制御棒履歴効果対策用の低Ｇｄ燃料[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to a fuel assembly and a reactor core of a boiling water reactor (BWR), and in particular, a fuel assembly in which a group of fuel assemblies having specific properties are loaded in combination under specific conditions. Body and reactor core.
[0002]
[Prior art]
In recent years, in nuclear power plants, in order to improve the operation economy, it is possible to increase the burnup by increasing the enrichment of uranium, which is a fuel, and to extend the operation period to improve the facility utilization rate of the plant. I am trying.
[0003]
FIG. 11 shows an example of a high burnup fuel assembly used in a boiling water reactor. The fuel assembly 1 comprises 74 fuel rods 2 and 3 and two water rods 6 filled with fuel pellets sintered with enriched uranium oxide in a 9-row 9-column grid with spacers 8 and 8 '. It is arranged and held, and is bound by an upper tie plate and / or stage plate 5 to form a fuel rod bundle, which is surrounded by a channel box 7. The 74 fuel rods are further divided into 66 long fuel rods 2 having an ordinary effective length of fuel rods filled with fuel pellets, and 8 fuel rods having an effective length of about 2/3 of the long fuel rods. It consists of a short fuel rod 3 of a book. In addition, some fuel rods are filled with fuel pellets that are mixed and sintered with oxides of enriched uranium and oxides of gadolinium (gadolinia), a flammable poison, in order to control the excess reactivity within an appropriate range. Has been.
[0004]
By the way, in the conventional fuel design, as shown in FIGS. 12 and 13, two types of fuel assemblies having the same fuel assembly average fissile material amount (3.75 wt%) and different contents of combustible poisons are used. Designing. 14 and 15, G indicates a fuel rod containing a flammable poison, V indicates a short fuel rod, and an integer indicates a normal fuel rod. Further, regarding the degree of enrichment, it is assumed that the relationship e <d <c <b <a holds.
[0005]
The two types of fuel assemblies are designed in this way in order to improve the thermal characteristics of the core, the reactor shutdown margin, and to flatten the excess reactivity when the operating period varies. That is, a fuel assembly (high Gd fuel) with a high content of combustible poisons as shown in FIG. 12 is placed in a place where the thermal characteristics of the core and the reactor shutdown margin are severe, and in other places, FIG. A fuel assembly (low Gd fuel) with a low content of combustible poisons as shown is disposed. Further, in order to optimize the surplus reactivity, the fuel loading ratio of high Gd fuel is increased when the operation period is short, and the fuel loading ratio of low Gd fuel is increased when the operation period is long. .
[0006]
Further, in the conventional operation of the core, the arrangement of the fuel assembly 1 in the nuclear reactor is improved in order to improve the operational operability of the nuclear reactor. That is, as shown in the core layout diagram of FIG. 14, the control rod 10 for controlling the output of the nuclear reactor is limited, and the fuel assembly 1 having a relatively advanced burnup is provided around the control rod 10 used during operation. Arranged to form the control cell 11.
[0007]
Thereby, when adjusting the insertion depth of the control rod 10, the control cell core 12, which is a core that makes the output fluctuation in the fuel assembly 1 around the control rod moderate, and reduces the influence due to the movement of the control rod 10. At present, based on such an improvement in the arrangement of the fuel assembly 1 and the reactor, the rapid start-up of the reactor and the adjustment of the control rod at the rated power are being considered.
[0008]
By adopting the control cell core 12, the same control rod 10 is used for output control for a long period of time, so that the control rod 10 is in the vicinity of the fuel assembly 1 around the control rod 10. By being inserted, the thermal neutron distribution of the fuel assembly 1 is distorted and the combustion becomes non-uniform, and when the control rod is pulled out, the output is concentrated on the portion that was suppressed when the control rod was inserted.
[0009]
Further, when the control rod 10 is inserted in the vicinity, the moderator is eliminated, the relatively fast neutron flux is increased, and the accumulation of plutonium advances, so that the control rod history effect that the output increases when the control rod is pulled out appears. There was a problem.
[0010]
The characteristic curve diagram of FIG. 15 shows an outline of the control rod history effect. As shown in FIG. 15, the burnup is plotted on the horizontal axis, and the fuel assembly relative output coefficient (hereinafter referred to as local peaking) of the fuel rod 16 positioned at the corner rod of the fuel rods 2 and 3 constituting the fuel assembly 1 is plotted on the vertical axis. Called the coefficient). Here, the corner rod refers to a corner position on the control rod insertion side of the fuel assembly, that is, a (1, 1) position, and is a fuel rod position indicated by reference numeral 16 in FIG.
[0011]
A broken line 13 indicates a local peaking coefficient when the control rod 10 is not inserted, and a broken line 14 indicates a local peaking coefficient when the control rod 10 is inserted. Further, the local peaking coefficient of the fuel assembly 1 constituting the control cell 11 changes from point A to point F as indicated by the solid line 15.
[0012]
That is, the local peaking coefficient that receives the history of the control rod 10 for a certain period of time from point C to point D does not return to point G when the control rod 10 is pulled out, but moves to point E due to the control rod history effect. The increase in point G-point E at this time is the control rod history effect.
[0013]
As shown in FIG. 16, this control rod history effect occurs in the fuel rods 16, 17, 18 near the center of the control rod 10 in the fuel assembly 1. In particular, in the fuel rod 16 located in the corner rod described above, In addition, the longer the reactor is operated, the more remarkable it is.
[0014]
As a countermeasure against this, in the fuel assembly shown in FIG. 16, the fission of the fuel rods at the (1, 1) corner portion of the fuel assembly 1 and the positions facing the control rods 10 (positions 16, 17, 18, etc.). Japanese Patent Laid-Open No. 54-33993, “Fuel Assembly”, showing a configuration in which the content of the active substance is lowered from the content at other positions, and a configuration in which depleted uranium is used for the fuel rod 16 at the (1, 1) corner Japanese Laid-Open Patent Publication No. 56-12589, “Fuel Assembly” is disclosed.
[0015]
In general, from the viewpoint of fuel reactivity characteristics, it is advantageous to increase the amount of fissile material in the outer periphery of the fuel assembly having a high thermal neutron distribution and in the fuel rod around the water rod. Further, from the viewpoint of increasing the burnup, it is necessary to increase as much as possible the average amount of fissile material in the aggregate. Therefore, if measures are taken with the configuration described in the above publication for all fuel assemblies, the reactivity of the fuel at the end of the operation is lost, and the fuel economy is impaired.
[0016]
[Problems to be solved by the invention]
As described above, adopting a control cell to reduce the influence of control rod movement causes problems in the control rod history, and to improve this, nuclear fission at the corner of the control rod insertion side of one type of fuel assembly When the content of the active substance is lowered, the entire content must be increased to compensate for this, and there is a problem that the fuel cost increases.
[0017]
Accordingly, the present invention provides a fuel assembly capable of reducing the loss of reactivity as much as possible even when the amount of fissile material on the control rod insertion side of the fuel assembly is reduced as a countermeasure against the control rod history effect. group And to provide a reactor core.
[0018]
[Means for Solving the Problems]
A fuel assembly according to the invention of claim 1 group Has a plurality of fuel rods filled with fissile material inside, a plurality of first fuel assemblies having a water rod arranged between the fuel rods and containing a combustible poison, and a fissile material inside. A plurality of filled fuel rods and a plurality of second fuel assemblies having a water rod and containing a less amount of flammable poison than the first fuel assemblies; A fuel assembly group loaded in one reactor core, Among the fuel rods of the second fuel assembly, the amount of fissile material of the fuel rod located at the corner on the center side of the control rod adjacent to the fuel assembly is close to the fuel rod located at the corner. The amount of fissile material of the fuel rod located in the corner of the second fuel assembly and the fuel rod adjacent thereto is smaller than the amount of fissile material of the rod and the other fuel rods, and the first fuel It is characterized by less than the amount of fissile material in the fuel rod at the corresponding position of the assembly.
[0019]
A fuel assembly according to the invention of claim 2 group Has a plurality of fuel rods filled with fissile material inside, a plurality of first fuel assemblies having a water rod arranged between the fuel rods and containing a combustible poison, and a fissile material inside. A plurality of second fuel assemblies having a plurality of filled fuel rods and the water rod and containing a smaller amount of combustible poison than the first fuel assembly; and the same amount as the second fuel assembly. A plurality of third fuel assemblies containing a flammable poison, A fuel assembly group loaded in one reactor core, Of the fuel rods of the third fuel assembly, the amount of fissile material of the fuel rod located at the corner of the control rod adjacent to the fuel assembly is the fuel rod located at the corner. Fuel rod close to And the amount of fissile material of the fuel rod located at the corner of the third fuel assembly and the fuel rod adjacent thereto is smaller than the amount of fissile material of the other fuel rods and the fuel rods adjacent thereto. And the amount of fissile material of the fuel rod at the corresponding position of the second assembly.
[0020]
In the present invention, when the fuel rod located at the corner on the center side of the sex control rod is represented by (x, y) coordinates, (1, 1), (-1, 1), (1, -1) and (-1, -1), (1, 1) will be taken up as a representative, and explanation will be omitted for other quadrants. The fuel rods close to the fuel rods (1, 1) located at the corners are the fuel rods at the (1, 2), (2, 1), (1, 3), (3, 1) positions. is there.
[0021]
The invention according to claim 3 is the invention according to claim 1. Or 2 Listed fuel assemblies group In The enrichment of the fuel rod located at least in the corner is adjusted by natural uranium, recovered uranium, or deteriorated uranium It is characterized by that.
[0022]
The invention according to claim 4 is the invention according to claim 1. Or 2 The fuel assembly described group In The fuel assemblies are arranged in a D lattice; The enrichment of the fuel rod positioned at least in the corner is adjusted by natural uranium, recovered uranium, or deteriorated uranium.
[0023]
The invention according to claim 5 is the invention according to claims 1 to 4 The fuel assembly according to any one of group In At least the amount of fissile material in the upper region of the fuel rod located at the corner is less than that in the lower region It is characterized by that.
[0024]
The invention described in claim 6 provides the first to fifth aspects. A nuclear reactor core loaded with the fuel assembly group according to any one of claims 1 to 4. .
[0025]
The invention described in claim 7 3. A nuclear reactor core loaded with the fuel assembly group according to claim 2, wherein the number of loaded bodies of the third fuel assembly is the same as the number of control cells used in the entire reactor core, or It is characterized by being the same as the number of all control cells including spare control cells. .
[0026]
In general, a fuel rod containing a flammable poison such as gadolinium (Gd) does not have a maximum value of a plurality of fissile material amounts (concentration in the case of uranium fuel) used in a fuel assembly. This is because fuel rods containing flammable poisons have lower thermal conductivity than fuel rods that do not contain flammable poisons. This is because it is designed to reduce the amount of active substances.
[0027]
According to the present invention, as a countermeasure against the control rod history effect, at least (1, 1) defined by the (x, y) coordinates of the corner on the control rod side of only the low Gd fuel with a low content of combustible poisons. The amount of fissile material in the fuel rod at the position is reduced.
[0028]
This decrease in the amount of fissile material in the low Gd fuel can be offset by the increase in the amount of fissile material in the low Gd fuel by the difference in the number of fuel rods containing combustible poisons between the high Gd fuel and the low Gd fuel. Can be designed. Therefore, the amount of fissile material in the fuel assembly of the low Gd fuel (the second fuel assembly of claim 1 or the third fuel assembly of claims 2 and 3) is higher than that of the high Gd fuel (first fuel assembly). There is no need to reduce it.
[0029]
That is, the reactivity of the entire core is increased compared to the case where the design in which the amount of fissile material in the fuel rods near the corners of the fuel assembly is reduced is applied to all fuels (high Gd fuel and low Gd fuel). There is no loss.
[0030]
According to the first aspect of the present invention, the core is composed of the normal high Gd fuel (first fuel assembly) and the low Gd fuel (second fuel assembly) to which the control rod history effect is taken, and all the fuel assemblies As compared with the case where the control rod history effect is taken into account, the average amount of fissile material in the fuel assembly can be increased and the reactivity of the fuel assembly can be increased.
[0031]
However, the low Gd fuel for the control rod history effect countermeasures reduces the amount of fissile material in the fuel rod near the corner of the fuel assembly having a high reactivity value, even if the average amount of fissile material does not decrease. The reactivity is slightly impaired as compared with a normal low Gd fuel.
[0032]
Since it is not necessary to use all of the low Gd fuel as a fuel assembly for controlling the control rod history, in claim 2, the normal high Gd fuel (first fuel assembly) and the low Gd fuel (second fuel assembly) are used. And a low Gd fuel (third fuel assembly) having a countermeasure against the control rod history effect, the core is composed of three types of fuel. Only the reactivity of the entire core can be increased.
[0033]
And claims 7 Then, the reactivity of the entire core is further increased by limiting the low Gd fuel with countermeasures against the control rod history effect to the number of control cells or spare control cells. The can do.
[0034]
Claim 3 Has adjusted the enrichment of the fuel rods at least at the (1,1) position with recovered uranium, natural uranium, or deteriorated uranium. No longer needed.
[0035]
Claim 4 In the case of a D lattice fuel assembly, the enrichment of the fuel rods at least at the (1,1) position is adjusted with recovered uranium, natural uranium or deteriorated uranium. 3 Has the same effect. The D lattice arrangement is a structure in which the width of the non-boiling water region where the control rods are arranged is wider than the width of the non-boiling water region where the control rods are not arranged.
[0036]
In addition, the axial output distribution at the end of the operation cycle in the normal operation has a central portion or an upper peak as shown in FIG. 17, and the linear output density further increases after the control rod is pulled out of the control cell. This is the upper region in the axial direction. Therefore, the claims 5 By reducing the amount of fissile material in the upper axial direction of the fuel rod at least at the (1,1) position from the lower portion, the average amount of fissile material in the fuel assembly can be increased, and the reactivity gain Can be obtained.
[0037]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
[Embodiment 1]
1 and 2 show a first embodiment according to the present invention.
FIG. 1 is a horizontal sectional view of a low Gd fuel (second fuel assembly), and an axial distribution diagram of enrichment / flammable poisons of each fuel rod. The type and enrichment of each fuel rod correspond to each other as shown in FIG. In FIG. 1, G indicates a fuel rod containing a combustible poison, V indicates a short fuel rod, and an integer indicates a normal fuel rod. In this embodiment, the fuel rod of FIG. 13 described in the conventional example is used as the high Gd fuel (first fuel assembly). In addition, since the structure of the said fuel assembly is the same as that of the past, its structure is omitted. In this embodiment, the fuel assembly shown in FIG. 11 is used. The fuel rods in the channel box 7 are arranged in a 9-by-9 square lattice, and the fuel rod bundles are 1 to 6 and 66 long fuel rods 2 indicated by G, 8 short fuel rods 3 indicated by V, and two water rods 6 indicated by W. The length of the effective portion filled with fuel pellets is about 370 cm for the long fuel rods and about 220 cm for the short fuel rods.
[0038]
The effective part of the long fuel rod is filled with natural uranium pellets * 1 at the upper end of about 30 cm (2 nodes) and the lower end of about 15 cm (1 node). Is uniform in the axial direction. Further, the concentration of fuel pellets filled in each fuel rod is five from a to e (excluding natural uranium). There are 12 G fuel rods containing flammable poisons. In FIG. 1, the enrichment of uranium is such that 1.4 wt% <e <d <c <b <a. Further, as described above, in FIG. 13, the uranium enrichment is configured as e <d <c <b <a. The fuel assembly average enrichment including the upper and lower natural uranium blanket parts is 3.75 wt%.
[0039]
In the low Gd fuel in FIG. 1, the enrichment (wt%) of the fuel rod on the control rod side indicated by hatching is smaller than the enrichment of the fuel rod at the corresponding position.
[0040]
That is, the enrichment of the fuel rod at the (1,1) position close to the control rod is 1.4 wt%, and (1,9), (9,1) and (9,9) are corner portions other than this. ) Less than the concentration of the fuel rod at the position. Further, the enrichment of the fuel rods at the (1, 2) and (2, 1) positions close to the (1, 1) position is (1, 8), (8, 1), (9, 2), (8 , 9) and (9, 8) positions are less than the enrichment of the fuel rods. Further, the enrichment of the fuel rods at positions (1, 3) and (3, 1) is (1, 7), (7, 1), (3, 7), (7, 3), (7, 9). ), Smaller than the enrichment of the fuel rods at positions (9, 7).
[0041]
Further, even when compared with the enrichment of the high Gd fuel shown in FIG. 2, it is smaller than the enrichment of the corresponding fuel rod.
[0042]
That is, the enrichment of the fuel rod at the position (1, 1) in FIG. 1 is smaller than the enrichment of the fuel rod at the position (1, 1) in FIG. Further, the enrichment of the fuel rods at positions (1, 2) and (2, 1) in FIG. 1 is smaller than the enrichment of the fuel rods at positions (1, 2) and (2, 1) in FIG. Further, the enrichment of the fuel rods at positions (1, 3) and (3, 1) in FIG. 1 is smaller than the enrichment of the fuel rods at positions (1, 3) and (3, 1) in FIG.
[0043]
These low Gd fuel (FIG. 1) and high Gd fuel (FIG. 13) are loaded as shown in FIG. That is, only the low Gd fuel L for controlling the control rod history effect is arranged in the control cell 11, and the low Gd fuel and the normal high Gd fuel are arranged in the area other than the control cell (not particularly shown). The deterioration of local peaking after the control rod 10 of the control cell 11 is pulled out can be suppressed. Further, the loss of reactivity can be suppressed as compared with the case where the enrichment on the control rod side is applied to the fuel of the entire core for the control rod history effect countermeasure.
[0044]
In addition, the enrichment of 1.4 wt% of the fuel rod at the position (1, 1) in FIG. 1 is recovered uranium * 1 (this is also the embodiment of the fourth invention), and enrichment is achieved by using the recovered uranium. Cost can be reduced.
[0045]
[Embodiment 2]
1, 2, 12, and 13 show a second embodiment according to the present invention. 12, FIG. 1 and FIG. 13 respectively show a normal low Gd fuel (second fuel assembly), a low Gd fuel (third fuel assembly) for control rod history effect countermeasures, and a normal high Gd fuel (first fuel assembly). FIG. 2 is a horizontal sectional view of a fuel assembly) and an axial distribution diagram of enrichment / flammable poison of each fuel rod. The relationship between the enrichment on the control rod corner side in FIGS. 1 and 13 is as described above.
[0046]
The core loading pattern of these three types of fuel assemblies is shown in FIG. That is, only the low Gd fuel L for controlling the control rod history effect is arranged in the control cell 11, and the low Gd fuel L for controlling the rod history effect, the normal low Gd fuel, and the normal are arranged in the region other than the control cell. By arranging the three types of high Gd fuel assemblies (not shown), it is possible to suppress the deterioration of local peaking after the control rod 10 of the control cell 11 is pulled out. Compared to the first invention, the number of loaded low Gd fuels for control rod history effect countermeasures that have a tendency to decrease in reactivity can be reduced, so that the reactivity loss of the entire core can be further reduced.
[0047]
[Embodiment 3]
1, FIG. 3, FIG. 12, and FIG. 13 show a third embodiment according to the present invention. 12, FIG. 1 and FIG. 13 respectively show a normal low Gd fuel (second fuel assembly), a low Gd fuel (third fuel assembly) for control rod history effect countermeasures, and a normal high Gd fuel (first fuel assembly). FIG. 2 is a horizontal sectional view of a fuel assembly) and an axial distribution diagram of enrichment / flammable poison of each fuel rod. The relationship between the enrichment on the control rod corner side in FIGS. 1 and 13 is as described above.
[0048]
The core loading patterns of these three types of fuel assemblies are shown in FIG. That is, only the low Gd fuel L for control rod history effect countermeasures is arranged in the control cell 11 and the spare control cell 11a, and the low Gd fuel L for control rod hysteresis effect countermeasures is arranged in the area other than the control cells. Without disposing only normal low Gd fuel and high Gd fuel (not shown in particular), it is possible to suppress the deterioration of local peaking after the control rod of the control cell (including spare) is pulled out. Compared to the second invention, the number of loaded low Gd fuels for countermeasures against the control rod history effect, which has a tendency to decrease the reactivity, can be further reduced, so that the reactivity loss of the entire core can be further reduced.
[0049]
[Embodiment 4]
FIG. 4 shows a fourth embodiment in which the enrichment of the fuel rod at the position (1, 1) in FIG. 1 is adjusted with natural uranium. As shown in FIG. 1, the enrichment of (1, 2), (2, 1), (1, 3), (3, 1) is different from that of FIG. . Further, regarding the degree of enrichment, it is assumed that the relationship e <d <f <c <b <a holds. By using natural uranium (concentration 0.7 wt%) as the fuel at the corner portion of (1, 1), the increase in the number of types of enrichment excluding natural uranium can be suppressed and the enrichment cost can be reduced.
[0050]
FIG. 5 is a fourth embodiment in which the enrichment of the fuel rod at the position (1, 1) in FIG. 1 is adjusted with depleted uranium, and has the same fuel assembly average enrichment as FIG. Therefore, the concentration at the positions (1, 1), (1, 2), (2, 1) is lowered. As for the degree of enrichment, a relationship of e <d <c <b <a is established. By using deteriorated uranium (concentration 0.2 wt%) as the fuel at the corner portion (1, 1), an increase in the number of enrichment types excluding deteriorated uranium can be suppressed, and the enrichment cost can be reduced.
[0051]
Here, FIG. 6 summarizes the local output peaking coefficient reduction effect after pulling out the low Gd fuel control rod for the control rod history effect countermeasure of FIG. 1, FIG. 4 and FIG.
[0052]
This figure shows that a unit assembly combustion calculation of 40% void history is performed in a region where a short fuel rod of each fuel exists, a control rod is inserted between a burnup of 30 GWd / st and 40 GWd / st, and a burnup of 40 GWd / st The transition of the local output peaking coefficient after the control rod is pulled out at st is shown. When the control rod is not inserted, the local output peaking coefficient changes with a value of 1.1 or less after the burnup of 25 GWd / st. However, when the control rod is inserted, the local output peaking coefficient immediately after the control rod is pulled out increases, and the normal low Gd fuel (concentration 2.4 wt%) shown in FIG. 12 has a burnup of 40 GWd / st and is about 1.24. It becomes.
[0053]
On the other hand, in the case of FIG. 1 (recovered uranium: enrichment of corner fuel rods 1.4 wt%), the local output peaking coefficient of burnup 40 GWd / st is 1.20, and FIG. 4 (natural uranium: enrichment of corner fuel rods). 1) in the case of Fig. 5 (depleted uranium: enrichment of corner fuel rods 0.2 wt%), 1.15 in the case of local output peaking coefficient of about 3% to 7%. A reduction effect is obtained.
[0054]
[Embodiment 5]
The fifth embodiment according to the present invention is the fuel assembly shown in FIGS. 7 and 8, and constitutes the core shown in FIGS.
[0055]
7 and 8 show D-lattice fuel assemblies in which the width of the non-boiling water region between the fuel assemblies is wider on the control rod insertion side than on the non-insertion side, and the number and position of the short fuel rods V1 and V2 Is different from FIG. 12, and the fuel assembly average enrichment is 3.97 wt%. FIG. 7 shows a low Gd fuel in which the enrichment in the area around the corner is lowered for countermeasures against the control rod history effect, and FIG. 8 shows a normal high Gd fuel having the same aggregate average enrichment as FIG. 7 and 8, it is assumed that the relationship of k <j <i <h <g holds for the degree of enrichment.
[0056]
In the low Gd fuel in FIG. 7, the enrichment (wt%) of the fuel rod on the control rod side indicated by hatching is smaller than the enrichment of the fuel rod at the corresponding position.
The enrichment of the fuel rod at the position of the (1, 1) corner portion close to the control rod is 0.7 wt%, and the other corner portions (1, 9), (9, 1) and (9 , 9) It is smaller than the enrichment of the fuel rod at the position. In addition, the enrichment of the fuel rods at the (1, 2) and (2, 1) positions close to the (1, 1) position corresponds to the corresponding (1, 8), (8, 1), (2, 9). , (9,2), (8,9), and (9,8) positions are smaller than the enrichment of the fuel rods.
[0057]
Further, even when compared with the enrichment of the high Gd fuel shown in FIG. 8, it is smaller than the enrichment of the corresponding fuel rod.
[0058]
The enrichment of the fuel rod at the position (1, 1) in FIG. 7 is smaller than the enrichment of the fuel rod at the position (1, 1) in FIG. Further, the enrichment of the fuel rods at the positions (1, 2) and (2, 1) in FIGS. 7A and 7B is smaller than the enrichment of the fuel rods at the positions (1, 2) and (2, 1) in FIGS.
[0059]
Furthermore, the enrichment of the fuel rod at the (1,1) position is natural uranium.
These low Gd fuel (FIG. 7) and high Gd fuel (FIG. 8) are loaded as shown in FIG. 2, for example. That is, only the low Gd fuel L for controlling the control rod history effect is arranged in the control cell, and the low Gd fuel L and the normal high Gd fuel are arranged in the area other than the control cell (not particularly shown). Thus, it is possible to suppress the deterioration of local peaking after the control rod of the control cell is pulled out. Further, the loss of reactivity can be suppressed as compared with the case where the enrichment on the control rod side is applied to the fuel of the entire core for the control rod history effect countermeasure.
[0060]
FIG. 9 shows the results when the same calculation as in FIG. 6 is performed. Compared to the normal design (concentration of fuel rods at (1,1) position is 2.4 wt%), when the concentration of (1,1) fuel rods is reduced to natural uranium, The local power peaking coefficient with a burnup of 40 GWd / st can be reduced by about 4% from 1.29 to 1.24.
[0061]
[Embodiment 6]
FIG. 10 shows a sixth embodiment of the present invention. Here, the control rod history effect countermeasure is designed to reduce the enrichment of the fuel rods at positions (1, 1), (1, 2), (1, 3), but in the lower region of these fuel rods The enrichment is higher than the upper region. It is assumed that the relationship e <g <d <c <b <a holds for the degree of concentration. Therefore, the fuel assembly average enrichment can be increased by 0.01 wt% from 3.75 wt% to 3.76 wt% compared to FIG. 1, and the gain of reactivity can be obtained by this amount.
[0062]
【The invention's effect】
As described above, according to the present invention, in a nuclear reactor core composed of a low Gd fuel and a high Gd fuel, a low Gd fuel having a smaller number of Gd fuel rods than a high Gd fuel, and the difference in the number of Gd fuel rods. By increasing the amount of fissile material in the fuel rods and decreasing the amount of fissile material in the fuel rods in the corner area on the control rod insertion side, the control rod history effect can be achieved with the same fuel assembly average fissile material amount as the high Gd fuel. New low Gd fuel can be made as a countermeasure. Therefore, if this is used for the control cell, the fuel assembly can reduce the deterioration of the linear power density after the control rod is drawn without losing the reactivity of the entire core. group And a nuclear reactor core can be provided.
[Brief description of the drawings]
1A and 1B show a configuration of a low Gd fuel assembly according to the present invention, in which FIG. 1A is a horizontal cross-sectional view, and FIG. 1B is an axial distribution map of enrichment / flammable poisons of each fuel rod;
FIG. 2 is a core layout of a control cell core showing the first and second embodiments according to the present invention.
FIG. 3 is a core layout of a control cell core showing a third embodiment according to the present invention.
4A and 4B show a fourth embodiment according to the present invention, in which FIG. 4A is a horizontal sectional view showing a configuration of a low Gd fuel assembly, and FIG. 4B is an axial distribution of enrichment / flammable poison of each fuel rod; Figure.
5A and 5B show a fourth embodiment according to the present invention, in which FIG. 5A is a horizontal sectional view showing a configuration of a low Gd fuel assembly, and FIG. 5B is an axial distribution of enrichment / flammable poison of each fuel rod. Figure.
FIG. 6 is a graph showing an effect of reducing a local output peaking coefficient after pulling out a control rod of a low Gd fuel for controlling the control rod history effect.
7A and 7B show a fifth embodiment of the present invention, in which FIG. 7A is a horizontal cross-sectional view showing the configuration of a D-lattice low Gd fuel assembly, and FIG. 7B is a concentration / flammable poison axis of each fuel rod; Direction distribution map.
8A and 8B show a fifth embodiment of the present invention, in which FIG. 8A is a horizontal cross-sectional view showing a configuration of a low Gd fuel assembly, and FIG. 8B is an axial distribution of enrichment / flammable poison of each fuel rod. Figure.
FIG. 9 is a graph showing a reduction effect of a local output peaking coefficient after pulling out a control rod of a D-grid low Gd fuel as a countermeasure for the control rod history effect.
10A and 10B show a sixth embodiment of the present invention, where FIG. 10A is a horizontal sectional view showing the configuration of a low Gd fuel assembly, and FIG. 10B is an axial distribution of enrichment / flammable poison of each fuel rod. Figure.
11 is a partial cross-sectional view of a conventional high burnup fuel assembly, (a) is an elevational view, (b) is a cross-sectional view taken along line bb in (a), and (c) is (a). ) C-c arrow cross-sectional view.
FIGS. 12A and 12B show a configuration of a conventional low Gd fuel assembly, where FIG. 12A is a horizontal cross-sectional view, and FIG. 12B is an axial distribution diagram of enrichment / flammable poisons of each fuel rod;
FIGS. 13A and 13B show a configuration of a conventional example and a high Gd fuel assembly according to the present invention, where FIG. 13A is a horizontal cross-sectional view, and FIG.
FIG. 14 is a core layout diagram of a control cell core.
FIG. 15 is a characteristic curve graph showing a control rod history effect.
FIG. 16 is a cross-sectional view of a conventional high burnup fuel assembly
FIG. 17 is an axial output distribution characteristic graph in the latter half of operation.
[Explanation of symbols]
1 ... Fuel assembly
2 ... Long fuel rod
3. Short fuel rod
4 ... Upper tie plate
5 ... Lower tie plate
6 ... Thick water rod
7 ... Channel box
8 ... Spacer
9 ... External spring
10 ... Cross shaped control rod
11 ... Control cell
11a ... Reserve control cell
12 ... Control cell core
13-15 ... Local peaking coefficient curve
16 ... (1,1) Corner position
17 ... (1,2), (2,1) position
18 ... (1,3), (3,1) position
19 ... Corner positions other than (1,1)
Position corresponding to 20 ... 17
Position corresponding to 21 ... 18
L ... Low Gd fuel for control rod history effect countermeasure

Claims

A plurality of first fuel assemblies having a plurality of fuel rods filled with fissile material and water rods disposed between the fuel rods and containing a combustible poison;
And a plurality of second fuel assemblies containing less amount of burnable poison than the first fuel assembly having a plurality of fuel rods and the water rods fissile material is filled therein, 1 A fuel assembly group loaded in one reactor core,
Among the fuel rods of the second fuel assembly, the amount of fissile material of the fuel rod located at the corner on the center side of the control rod adjacent to the fuel assembly is close to the fuel rod located at the corner. Less than the amount of fissile material in the rod and other fuel rods, and
The amount of fissile material in the fuel rod located at the corner of the second fuel assembly and the fuel rod adjacent thereto is less than the amount of fissile material in the fuel rod at the corresponding position in the first fuel assembly. Characteristic fuel assembly group .

A plurality of first fuel assemblies having a plurality of fuel rods filled with fissile material and water rods disposed between the fuel rods and containing a combustible poison;
A plurality of fuel rods filled with fissile material therein and a plurality of second fuel assemblies comprising the water rod and containing a smaller amount of combustible poison than the first fuel assembly;
A plurality of third fuel assemblies containing the same amount of combustible poison as the second fuel assembly, and a fuel assembly group loaded in one reactor core,
Of the fuel rods of the third fuel assembly, the amount of fissile material in the fuel rod located at the corner on the center side of the control rod adjacent to the fuel assembly is close to the fuel rod located in the corner. And less than the amount of fissile material in other fuel rods, and
The amount of fissile material of the fuel rod located at the corner of the third fuel assembly and the fuel rod adjacent thereto is determined as the fissionability of the fuel rod at the corresponding position of the first fuel assembly and the second assembly. A fuel assembly group characterized by not being less than the amount of material.

At least enrichment of the fuel rods located at the corner portion, natural uranium, according to claim 1 or 2 Symbol fuel assembly groups of the mounting, characterized in that it is adjusted by the recovery of uranium or depleted uranium.

The fuel assemblies are arranged in D grating, enrichment of the fuel rods positioned at least in the corner portion, natural uranium, according to claim 1 or 2, characterized in that it is adjusted by the recovery of uranium or depleted uranium Fuel assembly group .

The fuel assembly group according to any one of claims 1 to 4 , wherein the amount of fissile material in the upper region of the fuel rod positioned at least in the corner portion is smaller than that in the lower region.

Claims 1 to 5 set forth in any one fuel aggregates group formed by loading reactor core.

A nuclear reactor core loaded with the fuel assembly group according to claim 2,
The number of loaded bodies of the third fuel assembly is the same as the number of control cells used in the entire reactor core or the number of all control cells including spare control cells. Nuclear reactor core .