JP5607688B2 - Nuclear reactor core - Google Patents

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Description

本発明は、原子炉炉心に係り、特に、冷却水流量調節装置を有する沸騰水型原子炉に適用するのに好適な原子炉炉心に関する。   The present invention relates to a nuclear reactor core, and more particularly to a nuclear reactor core suitable for application to a boiling water reactor having a cooling water flow rate control device.

沸騰水型原子炉(BWR)に用いられる燃料集合体は、核分裂性物質を含む複数の燃料ペレットを被覆管内に充填した複数の燃料棒を正方格子状に束ね、このバンドルを外幅が約14cmで横断面が正方形のチャネルボックスで取り囲むことによって構成されている。炉心は、BWRの原子炉圧力容器内に配置され、内部に複数の燃料集合体を装荷している。燃料ペレットを構成する核燃料物質として、濃縮ウランまたはプルトニウムを富化したウランが酸化物の化学形態で使用される。燃料棒は、核燃料物質の核分裂により加熱されるので、炉心に供給される軽水である冷却水(冷却材)によって冷却される。冷却水はポンプにより循環される。   A fuel assembly used in a boiling water reactor (BWR) is a bundle of a plurality of fuel rods filled with a plurality of fuel pellets containing fissile material in a cladding tube, and this bundle has an outer width of about 14 cm. And the cross section is constituted by surrounding with a square channel box. The core is disposed in the reactor pressure vessel of the BWR, and a plurality of fuel assemblies are loaded therein. As the nuclear fuel material constituting the fuel pellets, enriched uranium or uranium enriched in plutonium is used in the oxide chemical form. Since the fuel rod is heated by nuclear fission of the nuclear fuel material, it is cooled by cooling water (coolant) which is light water supplied to the core. The cooling water is circulated by a pump.

熱的余裕は、最小限界出力比(MCPR)によって表され、燃料棒の被覆管表面において冷却水が膜沸騰状態に遷移し除熱効率が著しく低下し始める燃料棒出力、すなわち限界出力を実際の出力で割った値で定義される。この熱的余裕は、設計基準で決められた値を原子炉の運転中及び過渡時において下回らない様にする必要がある。熱的余裕は、炉心出力密度を増大することによって減少する。   The thermal margin is represented by the minimum critical power ratio (MCPR), and the fuel rod power at which the cooling water transitions to the film boiling state on the cladding surface of the fuel rod and the heat removal efficiency begins to decrease significantly, that is, the critical power is actually output. It is defined by the value divided by. This thermal margin must not be less than the value determined by the design criteria during reactor operation and during transients. Thermal margin is reduced by increasing the core power density.

原子炉の定格出力運転時では、燃料集合体の熱出力は、中性子の漏洩が多い炉心の最外層で最も低くなる。このため、従来技術では、炉心の最外層領域に配置される冷却水入口オリフィスの口径を、最外層領域よりも内側の領域でのその口径よりも小さくし、冷却水の流入抵抗を大きくしている。炉心において最外層領域以外の領域、すなわち、燃料集合体の出力が比較的高くなる内側領域において冷却水の流量が増大し、定格出力運転時での炉心の熱的余裕が確保される。   During the rated power operation of the reactor, the heat output of the fuel assembly is the lowest in the outermost layer of the core where there is a lot of neutron leakage. For this reason, in the prior art, the diameter of the cooling water inlet orifice arranged in the outermost layer region of the core is made smaller than that in the region inside the outermost layer region, thereby increasing the inflow resistance of the cooling water. Yes. The flow rate of the cooling water is increased in a region other than the outermost layer region in the core, that is, in the inner region where the output of the fuel assembly is relatively high, and a thermal margin of the core during the rated power operation is secured.

冷却水入口オリフィスの口径の調整は、特開平7−181280号公報にも記載されている。この従来技術は、最外層領域を除いて炉心を内側及び外側の2領域に分割し、炉心の半径方向においてその半径に対して70%よりも外側の領域の冷却材入口オリフィスの口径を、その領域よりも内側の領域(中央領域)よりも小さくしている。これにより、相対的に出力の高い炉心半径に対して70%よりも内側の領域での冷却水流量が増加し、炉心における熱的余裕が向上する。特開平7−181280号公報に記載された実施例においては、炉心滞在期間に応じて炉心内の燃料集合体を2つのグループに分割し、2種類の冷却材入口オリフィスを用い、より効率的に熱的余裕を向上させている。しかし、この従来技術では、定格運転時の熱的余裕を最大にするという観点において、後述する冷却水流量の増加に伴う燃料集合体の出力の上昇について何ら考慮されておらず、炉心領域の分割及び冷却水入口オリフィス口径の設定について必ずしも最適化されていなかった。   Adjustment of the diameter of the cooling water inlet orifice is also described in Japanese Patent Laid-Open No. 7-181280. This prior art divides the core into two inner and outer regions except for the outermost layer region, and sets the diameter of the coolant inlet orifice in the region outside the 70% of the radius in the radial direction of the core. The area is smaller than the area inside the area (center area). As a result, the coolant flow rate in the region inside 70% with respect to the core radius having a relatively high output is increased, and the thermal margin in the core is improved. In the embodiment described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 7-181280, the fuel assemblies in the core are divided into two groups according to the period of stay of the core, and two kinds of coolant inlet orifices are used. The thermal margin is improved. However, in this prior art, in view of maximizing the thermal margin during rated operation, no consideration is given to the increase in the output of the fuel assembly accompanying the increase in the coolant flow rate, which will be described later. In addition, the setting of the orifice diameter of the cooling water inlet was not necessarily optimized.

特開平7−181280号公報Japanese Patent Laid-Open No. 7-181280

低コストで炉心の出力密度を向上させるため、炉心システムを最小の変更により熱的余裕を向上させることが必要となる。また、燃料経済性を向上させるために原子炉の長期サイクル運転が必要であり、必然的に、運転サイクル終了後において炉心内に装荷された燃料集合体の取り替え体数が多くなる。おおむね炉心内の全燃料集合体数の25%以上を取り替える必要があり、燃料交換のバッチ数は4以下となる。これは炉心内で炉心滞在1サイクル目の新燃料集合体の割合を増加させることになる。したがって、炉心において出力の高い燃料集合体が相対的に増加し、炉心の熱的余裕が厳しくなる。そこで、炉心滞在1サイクル目の燃料集合体の出力を低減し、炉心半径方向の出力ピークを平坦化することで熱的余裕を確保することが必要である。   In order to improve the power density of the core at low cost, it is necessary to improve the thermal margin by making a minimum change in the core system. Further, in order to improve the fuel economy, the long-term cycle operation of the nuclear reactor is necessary, and inevitably, the number of replacement assemblies of the fuel assemblies loaded in the core after the operation cycle is increased. Generally, it is necessary to replace 25% or more of the total number of fuel assemblies in the core, and the number of batches for fuel replacement is 4 or less. This increases the proportion of new fuel assemblies in the first core stay cycle in the core. Therefore, fuel assemblies with high output in the core are relatively increased, and the thermal margin of the core becomes severe. Therefore, it is necessary to secure a thermal margin by reducing the output of the fuel assembly in the first cycle of staying in the core and flattening the output peak in the core radial direction.

発電コストの低減には炉心システムの変更を最小にすることにより熱的余裕を向上させ、出力密度を向上させることが有効となる。一方、原子力プラントの稼働率向上のためには長期サイクル運転が有効である。いずれの場合も燃料集合体の取り替え体数が多くなり、濃縮度5wt%以下の制限の下では、おおむね炉心内の全燃料集合体数の25%以上(4バッチ以下)の取り替えが必要となる。これは、上記したように、炉心内で出力の高い燃料集合体の割合が相対的に増加し、熱的余裕が厳しい燃料集合体の割合が増加することになる。上記したように、炉心滞在1サイクル目の燃料集合体の出力を低減し、炉心半径方向の出力ピークを平坦化することで熱的余裕を確保することが必要である。   In order to reduce the power generation cost, it is effective to improve the thermal margin and improve the power density by minimizing the change of the core system. On the other hand, long-term cycle operation is effective for improving the operation rate of nuclear power plants. In either case, the number of fuel assemblies to be replaced increases. Under the restriction of enrichment of 5 wt% or less, it is generally necessary to replace 25% or more (4 batches or less) of the total number of fuel assemblies in the core. . As described above, the ratio of the fuel assemblies having a high output in the core is relatively increased, and the ratio of the fuel assemblies having a severe thermal margin is increased. As described above, it is necessary to secure a thermal margin by reducing the output of the fuel assembly in the first cycle of staying in the core and flattening the output peak in the core radial direction.

熱的余裕を向上させる方法として、燃料集合体あたりの冷却水(冷却材)の流量を調節する手段に着目し、燃料集合体ごとに相対的な冷却水の流量分布を付けることが考えられる。具体的には、熱的余裕を向上させたい燃料集合体に対して燃料集合体下部が挿入される燃料支持金具の冷却水入口のオリフィスの抵抗値を小さくすることによって、炉心滞在1サイクル目の燃料集合体内の冷却水流量を増加させ、熱的余裕を向上させることができる。   As a method for improving the thermal margin, it is conceivable to pay attention to a means for adjusting the flow rate of the cooling water (coolant) per fuel assembly, and to give a relative coolant flow distribution to each fuel assembly. Specifically, by reducing the resistance value of the orifice of the cooling water inlet of the fuel support fitting into which the lower part of the fuel assembly is inserted with respect to the fuel assembly whose thermal margin is to be improved, the first cycle of staying in the core The cooling water flow rate in the fuel assembly can be increased and the thermal margin can be improved.

しかしながら、燃料集合体に供給される冷却水流量が増加すると燃料集合体のボイド率が低下し中性子が減速しやすくなる。沸騰水型原子炉において中性子が減速しやすくなると核分裂が促進されるため、その燃料集合体の出力は増大する。このため、燃料集合体に供給される冷却水流量が増加すると、同時に燃料集合体の相対的な出力が上昇するため、熱的余裕の向上において十分な効果が得られなかった。   However, when the flow rate of the cooling water supplied to the fuel assembly is increased, the void ratio of the fuel assembly is lowered and neutrons are easily decelerated. Fission is promoted when neutrons are easily decelerated in a boiling water reactor, and the output of the fuel assembly increases. For this reason, if the flow rate of the cooling water supplied to the fuel assembly is increased, the relative output of the fuel assembly is increased at the same time, so that a sufficient effect cannot be obtained in improving the thermal margin.

本発明の目的は、燃料集合体内の冷却材流量の増加による燃料集合体の出力の増加を抑制し、熱的余裕を向上できる原子炉炉心を提供することにある。   An object of the present invention is to provide a nuclear reactor core capable of suppressing an increase in the output of the fuel assembly due to an increase in the coolant flow rate in the fuel assembly and improving the thermal margin.

上記した目的を達成する本発明の特徴は、炉心領域内で炉心領域の中心から最も遠くに位置する燃料集合体の軸心までの距離をLとしたとき、最外層領域を含まない炉心領域が、炉心中心を基点にした炉心領域の半径方向におけるL/√2の位置よりも内側に軸心が配置される燃料集合体が存在する内側領域、及び内側領域よりも外側に存在する外側領域を含んでおり、
複数の第1燃料集合体のそれぞれの4つの側面に隣り合う4体の燃料集合体に占める第1燃料集合体の体数をαとしたとき、体数α内側領域の平均で0であり、
内側領域に配置されたそれぞれの第1燃料集合体の4つの側面に隣り合う4体の燃料集合体がいずれも第2燃料集合体であることにある。
The feature of the present invention that achieves the above-described object is that when the distance from the center of the core region farthest to the axis of the fuel assembly in the core region is L, the core region not including the outermost layer region An inner region in which a fuel assembly in which an axial center is disposed inside a position of L / √2 in the radial direction of the core region with respect to the core center is present, and an outer region present outside the inner region Including
When the number of the first fuel assemblies in the four fuel assemblies adjacent to the four side surfaces of each of the plurality of first fuel assemblies is α, the number α is 0 on average in the inner region. The
The four fuel assemblies adjacent to the four side surfaces of the respective first fuel assemblies arranged in the inner region are all the second fuel assemblies .

体数αを内側領域の平均でにすることによって、炉心の熱的余裕をさらに増加させることができる。 By making the body number α to be 0 on the average of the inner region, the thermal margin of the core can be further increased.

本発明によれば、燃料集合体内の冷却材流量の増加による燃料集合体の出力の増加を抑制し、熱的余裕を向上させることができる。   According to the present invention, an increase in the output of the fuel assembly due to an increase in the coolant flow rate in the fuel assembly can be suppressed, and the thermal margin can be improved.

本発明の好適な一実施例である、BWRに適用した実施例1の原子炉炉心の1/4横断面図である。FIG. 2 is a quarter cross-sectional view of the reactor core of the first embodiment applied to a BWR, which is a preferred embodiment of the present invention. 図1に示す原子炉炉心が適用されるBWRプラントの構成図である。It is a block diagram of the BWR plant to which the nuclear reactor core shown in FIG. 1 is applied. 図1に示す原子炉炉心の一部の拡大図である。FIG. 2 is an enlarged view of a part of the reactor core shown in FIG. 1. 原子炉炉心における内側炉心領域、外側炉心領域及び最外層領域を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the inner core area | region, outer core area | region, and outermost layer area | region in a nuclear reactor core. 燃料支持金具に形成される低圧損の冷却水通路に連絡される燃料集合体の側面に隣り合って配置される、別の低圧損の冷却水通路に連絡される他の燃料集合体の体数と、その燃料集合体一体あたりの出力の増加割合を示した特性図である。The number of other fuel assemblies connected to the side of the fuel assembly connected to the low pressure loss cooling water passage formed in the fuel support bracket and connected to another low pressure loss cooling water passage FIG. 6 is a characteristic diagram showing an increase rate of output per unit fuel assembly. 図5に示す別の低圧損の冷却水通路に連絡される他の燃料集合体の平均体数が0になる原子炉炉心における燃料集合体の配置を示す構成図である。FIG. 6 is a configuration diagram showing the arrangement of fuel assemblies in a nuclear reactor core in which the average number of other fuel assemblies connected to another low-pressure-loss cooling water passage shown in FIG. 5 becomes zero. 図5に示す別の低圧損の冷却水通路に連絡される他の燃料集合体の平均体数が1になる原子炉炉心における燃料集合体の配置を示す構成図である。FIG. 6 is a configuration diagram showing the arrangement of fuel assemblies in the reactor core in which the average number of other fuel assemblies connected to another low-pressure-loss cooling water passage shown in FIG. 5 is one. 図5に示す別の低圧損の冷却水通路に連絡される他の燃料集合体の平均体数が2になる原子炉炉心における燃料集合体の配置を示す構成図である。FIG. 6 is a configuration diagram showing the arrangement of fuel assemblies in a nuclear reactor core in which the average number of other fuel assemblies connected to another low pressure loss coolant passage shown in FIG. 5 is two. 図5に示す別の低圧損の冷却水通路に連絡される他の燃料集合体の平均体数が3になる原子炉炉心における燃料集合体の配置を示す構成図である。FIG. 6 is a configuration diagram showing the arrangement of fuel assemblies in a nuclear reactor core in which the average number of other fuel assemblies connected to another low-pressure-loss cooling water passage shown in FIG. 5 is three. 図5に示す別の低圧損の冷却水通路に連絡される他の燃料集合体の平均体数が4になる原子炉炉心における燃料集合体の配置を示す構成図である。FIG. 6 is a configuration diagram showing the arrangement of fuel assemblies in a nuclear reactor core in which the average number of other fuel assemblies connected to another low pressure loss coolant passage shown in FIG. 5 is four. 本発明の他の実施例である、BWRに適用した実施例1の原子炉炉心の1/4横断面図である。FIG. 4 is a quarter cross-sectional view of a nuclear reactor core according to embodiment 1 applied to BWR, which is another embodiment of the present invention. 本発明の他の実施例である、ABWRに適用した実施例1の原子炉炉心の1/4横断面図である。FIG. 5 is a ¼ cross-sectional view of a reactor core according to embodiment 1 applied to ABWR, which is another embodiment of the present invention. 本発明の他の実施例である、ABWRに適用した実施例1の原子炉炉心の1/4横断面図である。FIG. 5 is a ¼ cross-sectional view of a reactor core according to embodiment 1 applied to ABWR, which is another embodiment of the present invention. 本発明の他の実施例である、BWRに適用した実施例1の原子炉炉心の1/4横断面図である。FIG. 4 is a quarter cross-sectional view of a nuclear reactor core according to embodiment 1 applied to BWR, which is another embodiment of the present invention.

発明者らは、燃料集合体内の冷却材流量の増加時に燃料集合体の出力の増加を抑制する方法を検討した。この検討に当たって、発明者らは、ある燃料集合体の出力の上昇がその周囲に位置する燃料集合体の出力に影響されることに着目した。炉心の最外層領域では、中性子の漏れの効果により炉心の中央部に対して出力が低くなるため、熱的余裕を向上させる必要がない。このため、炉心において、炉心最外層領域よりも内側の領域に存在する燃料集合体に対し、冷却材流量の増加時での出力増加の抑制策の適用を試みた。   The inventors have studied a method for suppressing an increase in the output of the fuel assembly when the coolant flow rate in the fuel assembly is increased. In this examination, the inventors focused on the fact that the increase in the output of a certain fuel assembly is influenced by the output of the fuel assembly located around it. In the outermost layer region of the core, the output becomes lower with respect to the central portion of the core due to the effect of neutron leakage, so there is no need to improve the thermal margin. For this reason, in the core, an attempt was made to apply a measure for suppressing an increase in the output when the coolant flow rate is increased, with respect to the fuel assemblies existing in the region inside the core outermost layer region.

図4に示すように、炉心5の最外層領域9に装荷された燃料集合体を除き、炉心中心を基点にして最も遠い位置に装荷されている燃料集合体の中心と、炉心中心の間の距離をLとする。図4に示す炉心5は炉心全体の1/4を示している。最外層領域9は、炉心5の最も外側に装荷された一層の燃料集合体で形成される。炉心5は、燃料集合体の中心軸の位置が炉心中心を基点にしてL/√2よりも内側に位置する燃料集合体が装荷されている内側炉心領域7、及び内側炉心領域7と最外層領域9の間に位置する外側炉心領域8を有している。√2はルート2を意味する。発明者らは、そのような炉心5において、運転サイクル初期及び運転サイクル末期で熱的余裕が厳しい燃料集合体が内側炉心領域7及び外側炉心領域8にそれぞれ存在する場合についても検討した。   As shown in FIG. 4, except for the fuel assembly loaded in the outermost layer region 9 of the core 5, the center of the fuel assembly loaded at the farthest position from the core center and the center of the core Let L be the distance. The core 5 shown in FIG. 4 shows 1/4 of the whole core. The outermost layer region 9 is formed by a single fuel assembly loaded on the outermost side of the core 5. The core 5 includes an inner core region 7 in which a fuel assembly in which the position of the central axis of the fuel assembly is located on the inner side of L / √2 with respect to the core center is loaded, and the inner core region 7 and the outermost layer. It has an outer core region 8 located between the regions 9. √2 means route 2. The inventors also examined the case where in such a core 5, fuel assemblies with severe thermal margins exist in the inner core region 7 and the outer core region 8 at the beginning and the end of the operation cycle, respectively.

一つの燃料集合体の出力がこの燃料集合体の周囲に位置する燃料集合体の出力の影響を受けることに着目して、発明者らは、内側炉心領域7及び外側炉心領域8にそれぞれ装荷される複数の燃料集合体を、図6に示すように、第1グループの複数の燃料集合体10及び第2グループの複数の燃料集合体11にした。これらの燃料集合体は、炉心5の下端部に設置される燃料支持金具(燃料支持部材)に保持される。1つの燃料支持金具は、通常、4体の燃料集合体の下端部を保持し、それぞれの燃料集合体に冷却水を供給する4つの冷却水流路を形成している。燃料支持金具は、4つの冷却水通路の入口にそれぞれオリフィス(開口部を有する抵抗体)を設置している。燃料集合体10に連絡される冷却水通路(第1冷却水通路という)の入口に設けられた第1オリフィスの口径は、燃料集合体11に連絡される冷却水通路(第2冷却水通路という)の入口に設けられた第2オリフィスのそれよりも大きくなっている。すなわち、オリフィス係数は、第1オリフィスが第2オリフィスよりも小さくなっている。最外層領域9に配置された燃料集合体12を保持する燃料支持金具において、この燃料集合体12に連絡される冷却水通路(第3冷却水通路という)の入口に設けられた第3オリフィスのオリフィス係数は、第2オリフィスのそれよりも大きくなっている。   Focusing on the fact that the output of one fuel assembly is affected by the output of fuel assemblies located around this fuel assembly, the inventors have loaded them into the inner core region 7 and the outer core region 8, respectively. As shown in FIG. 6, a plurality of fuel assemblies 10 in the first group and a plurality of fuel assemblies 11 in the second group were used. These fuel assemblies are held by a fuel support fitting (fuel support member) installed at the lower end of the core 5. One fuel support bracket normally holds the lower end portions of the four fuel assemblies and forms four cooling water passages for supplying cooling water to the respective fuel assemblies. The fuel support fitting is provided with orifices (resistors having openings) at the inlets of the four coolant passages. The diameter of the first orifice provided at the inlet of the cooling water passage (referred to as the first cooling water passage) connected to the fuel assembly 10 is the cooling water passage (referred to as the second cooling water passage) connected to the fuel assembly 11. ) Larger than that of the second orifice provided at the inlet. That is, the orifice coefficient is smaller in the first orifice than in the second orifice. In the fuel support fitting for holding the fuel assembly 12 disposed in the outermost layer region 9, a third orifice provided at the inlet of a cooling water passage (referred to as a third cooling water passage) communicated with the fuel assembly 12. The orifice coefficient is larger than that of the second orifice.

例えば、燃料集合体10は炉心滞在1サイクル目、燃料集合体11は炉心滞在2サイクル目、及び燃料集合体12は炉心滞在3サイクル目の各燃料集合体である。燃料集合体10の四面に燃料集合体11が隣接している。第1オリフィスは第2オリフィスよりもオリフィス係数が小さいので、燃料集合体11よりも燃料集合体10により多くの冷却水が供給され、燃料集合体10の出力が上昇しようとする。しかしながら、出力が高くなる燃料集合体10の周囲に出力が低くなる燃料集合体11を配置しているので、燃料集合体10の出力上昇を抑制することが可能になる。   For example, the fuel assembly 10 is a first fuel core stay cycle, the fuel assembly 11 is a second fuel core stay cycle, and the fuel assembly 12 is a third fuel core stay cycle. Fuel assemblies 11 are adjacent to the four surfaces of the fuel assembly 10. Since the first orifice has a smaller orifice coefficient than the second orifice, more cooling water is supplied to the fuel assembly 10 than the fuel assembly 11, and the output of the fuel assembly 10 tends to increase. However, since the fuel assembly 11 having a low output is arranged around the fuel assembly 10 having a high output, it is possible to suppress an increase in the output of the fuel assembly 10.

発明者らは、ある燃料集合体10に隣接する他の燃料集合体10の体数を変えた場合における前者の燃料集合体10の出力増加割合の変化について、検討を行い、図5に示す新たな知見を得ることができた。ある燃料集合体10に隣接する他の燃料集合体10の体数は、炉心5の平均値である。隣接する他の燃料集合体10の体数が0であるときの内側炉心領域7及び外側炉心領域8における燃料集合体10,11の配置を、図6に示す。すなわち、1つの燃料集合体10の4つの側面に隣接する他の燃料集合体10が存在しない。第1及び第2オリフィスの配置も、燃料集合体10,11の配置と同じである。隣接する他の燃料集合体10の体数が1のとき、すなわち、1つの燃料集合体10の1つの側面に他の燃料集合体10が隣接しているときの燃料集合体10,11の配置を、図7に示す。隣接する他の燃料集合体10の体数が2のときの燃料集合体10,11の配置を、図8に示す。隣接する他の燃料集合体10の体数が3のときの燃料集合体10,11の配置を、図9に示す。隣接する他の燃料集合体10の体数が4のときの燃料集合体10,11の配置を、図10に示す。   The inventors have examined the change in the output increase rate of the former fuel assembly 10 when the number of other fuel assemblies 10 adjacent to a certain fuel assembly 10 is changed, and the new one shown in FIG. We were able to obtain a new knowledge. The number of other fuel assemblies 10 adjacent to a certain fuel assembly 10 is the average value of the core 5. FIG. 6 shows the arrangement of the fuel assemblies 10 and 11 in the inner core region 7 and the outer core region 8 when the number of other adjacent fuel assemblies 10 is zero. That is, there is no other fuel assembly 10 adjacent to the four side surfaces of one fuel assembly 10. The arrangement of the first and second orifices is the same as the arrangement of the fuel assemblies 10 and 11. Arrangement of fuel assemblies 10 and 11 when the number of adjacent fuel assemblies 10 is 1, that is, when another fuel assembly 10 is adjacent to one side surface of one fuel assembly 10 Is shown in FIG. FIG. 8 shows the arrangement of the fuel assemblies 10 and 11 when the number of adjacent fuel assemblies 10 is two. FIG. 9 shows the arrangement of the fuel assemblies 10 and 11 when the number of adjacent fuel assemblies 10 is three. FIG. 10 shows the arrangement of the fuel assemblies 10 and 11 when the number of adjacent fuel assemblies 10 is four.

炉心5は764体の燃料集合体が装荷されたBWR5型炉心であり、この炉心5を有するBWRの電気出力は110万kWである。炉心5の下端部に位置する各燃料支持金具に設けられた各オリフィスのオリフィス係数は、第3オリフィスを除き、オリフィス係数が一様な炉心に対して、第1オリフィスが−38%、第2オリフィスが+32%である。しかしながら、炉心5全体の圧力損失は、オリフィス係数が一様な炉心と同等になっている。   The core 5 is a BWR5 type core loaded with 764 fuel assemblies, and the electric output of the BWR having the core 5 is 1.1 million kW. The orifice coefficient of each orifice provided in each fuel support fitting located at the lower end of the core 5 is -38% for the first orifice with respect to the core having a uniform orifice coefficient except for the third orifice. Orifice is + 32%. However, the pressure loss of the entire core 5 is equivalent to that of a core having a uniform orifice coefficient.

特開平7−181280号公報に記載されている炉心では、高流量領域22の燃料集合体及び低流量領域21の燃料集合体が混在されて配置されている。高流量領域22の燃料集合体に対応して設けられたオリフィスのオリフィス係数は、低流量領域21の燃料集合体に対応して設けられたオリフィスのそれよりも大きい。高流量領域22のある燃料集合体の側面に隣り合う他の燃料集合体(高流量領域22の他の燃料集合体)の体数の平均は約2〜4である。   In the core described in JP-A-7-181280, the fuel assemblies in the high flow region 22 and the fuel assemblies in the low flow region 21 are mixed and arranged. The orifice coefficient of the orifice provided corresponding to the fuel assembly in the high flow region 22 is larger than that of the orifice provided corresponding to the fuel assembly in the low flow region 21. The average number of other fuel assemblies (other fuel assemblies in the high flow region 22) adjacent to the side surface of the fuel assembly having the high flow region 22 is about 2 to 4.

ある燃料集合体10の側面に隣り合う燃料集合体10の体数が異なるそれぞれのケース(図5参照)において、燃料集合体10に対する平均冷却水流量の上昇割合は、オリフィス係数が一様の炉心と比較して約7.5%である。このとき、その1つの燃料集合体の出力上昇は図5のようになるため、例えば、図10に示す隣接する他の燃料集合体10の体数が4である場合では、熱的余裕が、オリフィス係数が一様である炉心に対して0.5%上昇する。これに対し、図6に示す隣接する他の燃料集合体10の体数が0である場合では、熱的余裕が、オリフィス係数が一様である炉心に対して2.1%上昇する。発明者らは、図5に示す新たな知見に基づいて、ある燃料集合体10に隣接する他の燃料集合体10の体数を1以下、換言すれば、ある燃料集合体10に隣接する、燃料集合体10よりも出力が低い燃料集合体11の体数を3体または4体にすれば、従来例と比べて燃料集合体10において大きな出力増加割合の抑制効果が生じることを見出した。ある燃料集合体10に隣接する他の燃料集合体10の体数を1以下とすることは、換言すれば、ある燃料集合体の4つの側面に隣り合っている4体の燃料集合体が、3体及び4体のいずれかの燃料集合体11を含んでいることでもある。   In each case where the number of fuel assemblies 10 adjacent to the side surface of a certain fuel assembly 10 is different (see FIG. 5), the rate of increase in the average coolant flow rate relative to the fuel assembly 10 is the core with a uniform orifice coefficient. Is about 7.5%. At this time, since the output increase of the one fuel assembly is as shown in FIG. 5, for example, when the number of other adjacent fuel assemblies 10 shown in FIG. The orifice coefficient is increased by 0.5% with respect to the core having a uniform orifice coefficient. On the other hand, when the number of adjacent fuel assemblies 10 shown in FIG. 6 is 0, the thermal margin increases by 2.1% with respect to the core having a uniform orifice coefficient. Based on the new knowledge shown in FIG. 5, the inventors set the number of other fuel assemblies 10 adjacent to a certain fuel assembly 10 to 1 or less, in other words, adjacent to a certain fuel assembly 10. It has been found that if the number of the fuel assemblies 11 having a lower output than the fuel assemblies 10 is set to three or four, the fuel assembly 10 has a larger effect of suppressing the output increase than the conventional example. When the number of other fuel assemblies 10 adjacent to a certain fuel assembly 10 is 1 or less, in other words, four fuel assemblies adjacent to the four side surfaces of a certain fuel assembly In other words, the fuel assembly 11 includes either three or four fuel assemblies 11.

発明者らは、内側炉心領域、及び内側炉心領域及び外側炉心領域のいずれかにおいて、該当する領域に存在する全燃料集合体10のうち半数の燃料集合体10に、1体及び0体の他の燃料集合体10を隣り合せて配置することによって、供給される冷却水流量が多くなる燃料集合体10の出力上昇を抑制できることを新たに見出した。この考え方を適用した実施例を以下に説明する。   The inventors have determined that one or zero of the fuel assemblies 10 are half of all the fuel assemblies 10 existing in the corresponding region in the inner core region and the inner core region and the outer core region. It has been newly found that by arranging the fuel assemblies 10 next to each other, it is possible to suppress an increase in the output of the fuel assembly 10 in which the flow rate of the supplied coolant is increased. An embodiment to which this concept is applied will be described below.

沸騰水型原子炉(BWR)プラントに適用した本発明の好適な一実施例である原子炉炉心を、図1〜図3を用いて説明する。まず、本実施例の原子炉炉心が適用されるBWRシステムの構成を説明する。BWRプラントは、原子炉圧力容器(以下、RPVと称する)21を有する原子炉20、インバータ電源装置28及び炉心流量制御装置29等を有する。原子炉20は、RPV21内に炉心5Aを配置しており、さらに、RPV21内に中性子検出器26及び流量計27を設けている。炉心5Aは、RPV21内に設けられた炉心シュラウド30によって取り囲まれている。気水分離器(図示せず)及び蒸気乾燥器(図示せず)が、RPV21内で炉心5Aの上方に配置されている。複数のインターナルポンプ24がRPV21に取り付けられ、各インターナルポンプ24のインペラ32がRPV21と炉心シュラウド30の間に形成される環状のダウンカマ31内に配置される。複数の燃料集合体22が炉心5Aに装荷され、各燃料集合体22の下端部は炉心5Aの下端部に設けられた燃料支持金具23に保持される。1つの燃料支持金具23は、4体の燃料集合体22を保持する。炉心5Aの周辺部で1つの燃料支持金具23に4体の燃料集合体22が保持できない場合には、1つの燃料支持金具で一体の燃料集合体22を保持する場合もある。4体の燃料集合体22を保持する燃料支持金具23は、個々の燃料集合体22に別々に冷却水を導く4つの冷却水通路(図示せず)を内部に形成している。それぞれの冷却水通路の入口には、オリフィス(図示せず)が設置されている。1体の燃料集合体を保持する燃料支持金具は、入口にオリフィスを設けて1体の燃料集合体に冷却水を導く1つの冷却水通路を形成している。   A reactor core, which is a preferred embodiment of the present invention applied to a boiling water reactor (BWR) plant, will be described with reference to FIGS. First, the configuration of a BWR system to which the reactor core of this embodiment is applied will be described. The BWR plant includes a reactor 20 having a reactor pressure vessel (hereinafter referred to as RPV) 21, an inverter power supply device 28, a core flow rate control device 29, and the like. In the nuclear reactor 20, the core 5 </ b> A is disposed in the RPV 21, and a neutron detector 26 and a flow meter 27 are provided in the RPV 21. The core 5 </ b> A is surrounded by a core shroud 30 provided in the RPV 21. A steam / water separator (not shown) and a steam dryer (not shown) are disposed in the RPV 21 above the core 5A. A plurality of internal pumps 24 are attached to the RPV 21, and an impeller 32 of each internal pump 24 is disposed in an annular downcomer 31 formed between the RPV 21 and the core shroud 30. A plurality of fuel assemblies 22 are loaded on the core 5A, and the lower end portion of each fuel assembly 22 is held by a fuel support fitting 23 provided at the lower end portion of the core 5A. One fuel support bracket 23 holds four fuel assemblies 22. When the four fuel assemblies 22 cannot be held by one fuel support fitting 23 around the core 5A, the single fuel support fitting may hold the integral fuel assembly 22 in some cases. The fuel support bracket 23 that holds the four fuel assemblies 22 has four cooling water passages (not shown) that guide cooling water to the individual fuel assemblies 22 inside. An orifice (not shown) is installed at the inlet of each cooling water passage. The fuel support fitting that holds one fuel assembly has an orifice at the inlet to form one cooling water passage that guides the cooling water to the one fuel assembly.

炉心5Aの内側炉心領域7及び外側炉心領域8に配置される大部分の燃料支持金具23は、2つの第1冷却水通路及び2つの第2冷却水通路を内部に形成している。第1冷却水通路の入口に第1オリフィスが設けられ、第2冷却水通路の入口に第2オリフィスが設けられている。燃料集合体10の下端部が第1冷却水通路内に挿入され、燃料集合体11の下端部が第2冷却水通路内に挿入されて、それぞれの燃料集合体が燃料支持金具23によって保持される。   Most of the fuel support fittings 23 arranged in the inner core region 7 and the outer core region 8 of the core 5A have two first cooling water passages and two second cooling water passages formed therein. A first orifice is provided at the inlet of the first cooling water passage, and a second orifice is provided at the inlet of the second cooling water passage. The lower end portion of the fuel assembly 10 is inserted into the first cooling water passage, the lower end portion of the fuel assembly 11 is inserted into the second cooling water passage, and each fuel assembly is held by the fuel support fitting 23. The

炉心5Aの横断面の一部を図3に示す。炉心5A内には複数の制御棒32が配置されている。制御棒32は、横断面が十字形をしており、複数の中性子吸収棒33を有している。中性子吸収棒33はBCを充填している。4体の燃料集合体22が、1本の制御棒32を取り囲むように配置されている。1本制御棒32を取り囲む4体の燃料集合体22は、1つのセル34を構成する。炉心5Aは、複数のセル34を含んでいる。燃料集合体22は、横断面が正方形状をした筒状体であるチャンネルボックス36内に74本の燃料棒35を9行9列の正方格子状に配置している。各燃料棒35は、内部に核燃料物質で構成された複数の燃料ペレットを充填している。1本の制御棒32の周囲に配置され、1つのセル34を構成する4体の燃料集合体22の下端部が、1つの燃料支持金具23によって保持される。燃料集合体22は、炉心5A内に滞在して原子炉の運転を経験した運転サイクル数が後述するように異なっている。これらの燃料集合体22は、燃焼度ゼロの新燃料集合体の状態において平均ウラン濃縮度が約4%であり、平均取出し燃焼度が約45GWd/tとなっている。 A part of the cross section of the core 5A is shown in FIG. A plurality of control rods 32 are arranged in the core 5A. The control rod 32 has a cross shape in cross section and has a plurality of neutron absorbing rods 33. The neutron absorber rod 33 is filled with B 4 C. Four fuel assemblies 22 are arranged so as to surround one control rod 32. Four fuel assemblies 22 surrounding one control rod 32 constitute one cell 34. The core 5 </ b> A includes a plurality of cells 34. In the fuel assembly 22, 74 fuel rods 35 are arranged in a 9 × 9 square lattice in a channel box 36 that is a cylindrical body having a square cross section. Each fuel rod 35 is filled with a plurality of fuel pellets made of nuclear fuel material. The lower end portions of the four fuel assemblies 22 that are arranged around one control rod 32 and constitute one cell 34 are held by one fuel support fitting 23. The number of operation cycles in which the fuel assemblies 22 stay in the core 5A and experience the operation of the reactor is different as described later. These fuel assemblies 22 have an average uranium enrichment of about 4% and a mean take-off burnup of about 45 GWd / t in the state of a new fuel assembly with zero burnup.

炉心5A内に挿入されている複数の制御棒32を炉心5Aから引抜くことによって、原子炉出力が上昇する。インターナルポンプ24を駆動させることによって、ダウンカマ31内の冷却水が昇圧される。インペラ32から吐出された冷却水は、下部プレナム25、及び燃料支持金具23に形成された各冷却水通路を通って各燃料集合体22内に導かれる。この冷却水は、燃料集合体22内の核燃料物質の核分裂によって加熱され、一部が蒸気になる。この蒸気は、気水分離器及び蒸気乾燥器で湿分を除去された後、RPV21からタービン(図示せず)に供給される。タービンは、この蒸気によって回転され、連結されている発電機(図示せず)を回転させる。タービンから排出された蒸気は、復水器(図示せず)で凝縮されて水になる。この凝縮水は、給水として、RPV21内に供給される。   By extracting a plurality of control rods 32 inserted into the core 5A from the core 5A, the reactor power increases. By driving the internal pump 24, the cooling water in the downcomer 31 is boosted. The cooling water discharged from the impeller 32 is guided into each fuel assembly 22 through each cooling water passage formed in the lower plenum 25 and the fuel support fitting 23. This cooling water is heated by the nuclear fission of the nuclear fuel material in the fuel assembly 22, and a part thereof becomes steam. The steam is supplied with moisture from an RPV 21 to a turbine (not shown) after moisture is removed by a steam separator and a steam dryer. The turbine is rotated by the steam and rotates a generator (not shown) connected thereto. Steam discharged from the turbine is condensed into water by a condenser (not shown). This condensed water is supplied into the RPV 21 as water supply.

炉心流量制御装置29は、各中性子検出器26で計測された中性子束に基づいて原子炉出力を求め、求められた原子炉出力及び流量計27で計測された炉心流量に基づいて、インバータ電源装置28を制御する。この制御によって、インバータ電源装置28はインターナルポンプ24に供給する電流を調節し、インターナルポンプ24の回転数を調節する。このように、炉心流量制御装置29は、インターナルポンプ24の回転数を調節し、炉心流量を制御する。炉心流量は、炉心に供給される冷却水の流量である。   The core flow rate control device 29 obtains the reactor output based on the neutron flux measured by each neutron detector 26, and based on the obtained reactor output and the core flow rate measured by the flow meter 27, the inverter power supply device 28 is controlled. By this control, the inverter power supply device 28 adjusts the current supplied to the internal pump 24 and adjusts the rotational speed of the internal pump 24. As described above, the core flow rate control device 29 controls the core flow rate by adjusting the rotation speed of the internal pump 24. The core flow rate is a flow rate of cooling water supplied to the core.

本実施例の原子炉炉心である炉心5A内での燃料集合体22の配置を、図1を用いて説明する。炉心5Aは、764体の燃料集合体22を装荷しており、191本の制御棒32を有する。BWR5型炉心である炉心5Aを有する原子炉20を用いたBWRプラントの電気出力は110万kWである。1つの運転サイクルは24ヶ月の運転期間であり、燃料交換のバッチ数は2.2バッチである。燃料交換は、ある運転サイクルと次の運転サイクルの間の原子炉停止期間に行われる。炉心5Aに装荷されている764体の燃料集合体22は、炉心5Aの最外層領域9を除き、最外層領域9よりも内側に存在する内側炉心領域7及び外側炉心領域8(これらの領域については図4参照)に、前述した第1グループの複数の燃料集合体10及び第2グループの複数の燃料集合体11を配置している。最外層領域9は、炉心5Aの最も外側に装荷された一層の燃料集合体22によって形成される。本実施例における内側炉心領域7は、燃料集合体22の中心軸の位置が炉心5Aの中心を基点にしてL/√2よりも内側に軸心が配置されている燃料集合体22が装荷されている領域である。外側炉心領域8は内側炉心領域7と最外層領域9の間に存在する。   The arrangement of the fuel assemblies 22 in the core 5A, which is the reactor core of this embodiment, will be described with reference to FIG. The core 5 </ b> A is loaded with 764 fuel assemblies 22 and has 191 control rods 32. The electric output of the BWR plant using the nuclear reactor 20 having the core 5A which is a BWR5 type core is 1.1 million kW. One operating cycle is an operating period of 24 months and the number of refueling batches is 2.2 batches. Refueling occurs during the reactor shutdown period between one operating cycle and the next. The 764 fuel assemblies 22 loaded in the core 5A, except for the outermost layer region 9 of the core 5A, are an inner core region 7 and an outer core region 8 existing inside the outermost layer region 9 (about these regions). 4), the first group of the plurality of fuel assemblies 10 and the second group of the plurality of fuel assemblies 11 are disposed. The outermost layer region 9 is formed by a single layer of fuel assemblies 22 loaded on the outermost side of the core 5A. In the inner core region 7 in the present embodiment, the fuel assembly 22 in which the position of the central axis of the fuel assembly 22 is based on the center of the core 5A and the shaft center is disposed inside L / √2 is loaded. It is an area. The outer core region 8 exists between the inner core region 7 and the outermost layer region 9.

炉心5A内には、1サイクル目の運転サイクルでの運転を経験している燃料集合体22(炉心滞在1サイクル目の燃料集合体という)、2サイクル目の運転サイクルでの運転を経験している燃料集合体22(炉心滞在2サイクル目の燃料集合体という)、及び3サイクル目の運転サイクルでの運転を経験している燃料集合体22(炉心滞在3サイクル目の燃料集合体という)が装荷されている。図1において、「1」が炉心滞在1サイクル目の燃料集合体22、「2」が炉心滞在2サイクル目の燃料集合体22、及び「3」が炉心滞在3サイクル目の燃料集合体22を表している。これらの表現は、後述の実施例2〜実施例5においても同じである。炉心5Aの最外層領域9に装荷される複数の燃料集合体22、すなわち、複数の燃料集合体12は、炉心滞在2サイクル目の燃料集合体2及び炉心滞在3サイクル目の燃料集合体3を含んでいる。本実施例の内側炉心領域7及び外側炉心領域8に配置される全ての燃料集合体10は、燃料集合体1である。内側炉心領域7及び外側炉心領域8に配置される全ての燃料集合体11は、燃料集合体2である。核分裂性物質の含有量、及び燃料集合体の出力は、燃料集合体1、燃料集合体2及び燃料集合体3の順に低くなっている。   In the core 5A, the fuel assembly 22 that has experienced operation in the first operation cycle (referred to as the fuel assembly in the first cycle of staying in the core) and the operation in the second operation cycle has been experienced. A fuel assembly 22 (referred to as a fuel assembly in the second cycle of staying in the core) and a fuel assembly 22 (referred to as a fuel assembly in the third cycle of staying in the core) that has experienced operation in the third operating cycle. It is loaded. In FIG. 1, “1” indicates the fuel assembly 22 in the first core stay cycle, “2” indicates the fuel assembly 22 in the second core stay cycle, and “3” indicates the fuel assembly 22 in the third core stay cycle. Represents. These expressions are the same in Examples 2 to 5 described later. The plurality of fuel assemblies 22 loaded in the outermost layer region 9 of the core 5A, that is, the plurality of fuel assemblies 12, are divided into the fuel assembly 2 in the second core stay cycle and the fuel assembly 3 in the third core stay cycle. Contains. All the fuel assemblies 10 arranged in the inner core region 7 and the outer core region 8 of the present embodiment are the fuel assemblies 1. All the fuel assemblies 11 arranged in the inner core region 7 and the outer core region 8 are the fuel assemblies 2. The content of the fissile material and the output of the fuel assembly are lower in the order of the fuel assembly 1, the fuel assembly 2, and the fuel assembly 3.

燃料支持金具23に形成される第1冷却水通路の入口に設けられた第1オリフィスの口径は、燃料支持金具23に形成される第2冷却水通路の入口に設けられた第2オリフィスのそれよりも大きくなっている。すなわち、オリフィス係数は、第1オリフィスが第2オリフィスよりも小さくなっている。最外層領域9に配置された、炉心滞在2サイクル目及び炉心滞在サイクル3サイクル目の燃料集合体を含む燃料集合体12を保持する燃料支持金具において、この燃料集合体12に連絡される第3冷却水通路の入口に設けられた第3オリフィスのオリフィス係数は、第2オリフィスのそれよりも大きくなっている。これは、最外層領域9に配置された燃料集合体12から炉心5Aの外部に漏れる中性子の量が最も大きく、燃料集合体12の出力が小さくなるからである。炉心5Aの下端部に位置する各燃料支持金具に設けられた各オリフィスのオリフィス係数は、第3オリフィスを除き、オリフィス係数が一様な炉心に対して、第1オリフィスが−38%、第2オリフィスが+32%となっている。第1オリフィスのオリフィス係数は、第2オリフィスのそれよりも小さくなっている。しかしながら、炉心5全体の圧力損失は、オリフィス係数が一様な炉心と同等になっている。   The diameter of the first orifice provided at the inlet of the first cooling water passage formed in the fuel support fitting 23 is that of the second orifice provided at the inlet of the second cooling water passage formed in the fuel support fitting 23. Is bigger than. That is, the orifice coefficient is smaller in the first orifice than in the second orifice. In a fuel support fitting that holds the fuel assembly 12 including the fuel assemblies in the second and third core stay cycles disposed in the outermost layer region 9, a third fuel assembly 12 communicated with the fuel assembly 12 is provided. The orifice coefficient of the third orifice provided at the inlet of the cooling water passage is larger than that of the second orifice. This is because the amount of neutrons leaking from the fuel assembly 12 arranged in the outermost layer region 9 to the outside of the core 5A is the largest, and the output of the fuel assembly 12 is reduced. The orifice coefficient of each orifice provided in each fuel support fitting located at the lower end of the core 5A is -38% for the first orifice with respect to the core having a uniform orifice coefficient except for the third orifice, The orifice is + 32%. The orifice coefficient of the first orifice is smaller than that of the second orifice. However, the pressure loss of the entire core 5 is equivalent to that of a core having a uniform orifice coefficient.

本実施例の特徴は、炉心5Aの最外層領域9に装荷される燃料集合体12を除いた残りの燃料集合体22が、圧力損失が炉心平均よりも小さくなっている第1オリフィスを設けた第1冷却水通路に連絡される第一グループの燃料集合体10、及び圧力損失が炉心平均よりも大きくなっている第2オリフィスを設けた第2冷却水通路に連絡される第二グループの燃料集合体11を含んでおり、ある燃料集合体10の4辺を形成する4つの側面に他の燃料集合体10が隣接して配置されていないことである。ある燃料集合体10の側面に隣接する他の燃料集合体10は0体である。この場合の平均隣接体数αは0である。ここで、燃料集合体の側面に隣接とは、格子状に配列された燃料集合体の配列方向で隣接していることを意味する。ある燃料集合体10の4つの側面には、燃料集合体10よりも無限増倍率が低い燃料集合体11がそれぞれ隣接して(対向して)配置される。なお、燃料集合体10の2つの対角線方向では、その燃料集合体10の4つのコーナー部にはコーナー部が隣接するように他の4体の燃料集合体10が配置されている。22が全て燃料集合体である。   The feature of this embodiment is that the remaining fuel assemblies 22 excluding the fuel assemblies 12 loaded in the outermost layer region 9 of the core 5A are provided with the first orifices whose pressure loss is smaller than the core average. A first group of fuel assemblies 10 in communication with the first coolant passage, and a second group of fuel in communication with a second coolant passage having a second orifice having a pressure loss greater than the core average. In other words, the fuel assemblies 10 are included, and other fuel assemblies 10 are not arranged adjacent to the four side surfaces forming the four sides of the fuel assembly 10. The other fuel assemblies 10 adjacent to the side surface of a certain fuel assembly 10 are zero. In this case, the average number of adjacent objects α is zero. Here, “adjacent to the side surface of the fuel assembly” means that the fuel assembly is adjacent in the arrangement direction of the fuel assemblies arranged in a lattice pattern. Fuel assemblies 11 having an infinite multiplication factor lower than that of the fuel assemblies 10 are arranged adjacent to (opposed to) the four side surfaces of a certain fuel assembly 10. In the two diagonal directions of the fuel assembly 10, the other four fuel assemblies 10 are arranged so that the corner portions are adjacent to the four corner portions of the fuel assembly 10. Reference numeral 22 denotes a fuel assembly.

内側炉心領域7および外側炉心領域8のいずれの領域においても、1つの燃料集合体10の側面に対向する他の燃料集合体10は実質的に0体であり、平均隣接体数αが0である。本実施例においては、炉心滞在期間が炉心平均よりも短い燃料集合体22が燃料集合体10である。   In any of the inner core region 7 and the outer core region 8, the other fuel assemblies 10 that face the side surfaces of one fuel assembly 10 are substantially zero, and the average number of adjacent assemblies α is zero. is there. In the present embodiment, the fuel assembly 22 is the fuel assembly 10 in which the core stay period is shorter than the core average.

最外層領域を除いてオリフィス係数が一様な炉心と比較して、本実施例では、各燃料集合体10における冷却水流量の平均の上昇割合は約7.5%となるが、各燃料集合体10の出力の上昇割合は0.6%に抑制される。本実施例は、ある燃料集合体10に隣り合う4体の燃料集合体が全て他の燃料集合体10である場合に、ある燃料集合体10の出力上昇割合が1.8になるのに対し、0.6%と抑制される。このため、炉心5Aの熱的余裕は約2%上昇する。   In the present embodiment, the average rate of increase in the coolant flow rate in each fuel assembly 10 is about 7.5% in comparison with the core having a uniform orifice coefficient except for the outermost layer region. The increase rate of the output of the body 10 is suppressed to 0.6%. In this embodiment, when the four fuel assemblies adjacent to a certain fuel assembly 10 are all other fuel assemblies 10, the output increase rate of a certain fuel assembly 10 is 1.8. , 0.6%. For this reason, the thermal margin of the core 5A increases by about 2%.

本実施例は、オリフィス係数が第2オリフィスよりも小さい第1オリフィスが設けられる第1冷却水通路に連絡される燃料集合体10の4つの側面に、第2オリフィスが設けられる第2冷却水通路に連絡される出力の低い4体の燃料集合体11が隣り合って配置されている。燃料集合体10は、その内部に供給される冷却水流量が増加し出力も増加する。燃料集合体11は、その内部に供給される冷却水流量が燃料集合体10でのそれよりも少なく、出力も燃料集合体10よりも低くなる。この結果、燃料集合体10は、冷却水流量が増加するが、出力の低い4体の燃料集合体11が燃料集合体10の各側面に隣り合っているので、出力の上昇割合が上記のように抑制される。したがって、炉心5Aの熱的余裕が約2%上昇するのである。   In this embodiment, the second cooling water passage in which the second orifice is provided on the four side surfaces of the fuel assembly 10 connected to the first cooling water passage in which the first orifice having a smaller orifice coefficient than the second orifice is provided. The four fuel assemblies 11 with low output that are connected to each other are arranged adjacent to each other. As for the fuel assembly 10, the flow rate of the cooling water supplied to the inside thereof increases and the output also increases. The fuel assembly 11 has a cooling water flow rate supplied to the inside thereof that is less than that in the fuel assembly 10, and the output is also lower than that of the fuel assembly 10. As a result, although the coolant flow rate of the fuel assembly 10 increases, the four fuel assemblies 11 with low output are adjacent to each side surface of the fuel assembly 10, so that the output increase rate is as described above. To be suppressed. Therefore, the thermal margin of the core 5A is increased by about 2%.

特開平7−181280号公報は燃料集合体内の冷却水流量の増大による熱的余裕の向上に着目しているのに対し、本実施例は、前述した出力上昇割合の抑制に着目しており、この出力上昇割合の抑制を考慮することによって、さらに熱的余裕を増大させることができる。   Japanese Patent Laid-Open No. 7-181280 focuses on improving the thermal margin by increasing the cooling water flow rate in the fuel assembly, whereas this embodiment focuses on the suppression of the output increase rate described above. Considering the suppression of the output increase rate, the thermal margin can be further increased.

BWRに適用した本発明の他の実施例である実施例2の原子炉炉心を、図11により説明する。炉心5Bが適用されるBWRプラントは、炉心5Bを有する図1に示す原子炉20を有している。本実施例の炉心5Bは、燃料集合体22の中心軸の位置が炉心5Bの中心を基点にしてL/√2よりも内側に位置する燃料集合体22が装荷されている領域である内側炉心領域7に、複数の燃料集合体10,11を配置し、内側炉心領域7と最外層領域9の間に位置する外側炉心領域8に、燃料集合体10を配置せずに複数の燃料集合体11を配置している。炉心5Bが適用されるBWRプラントの他の構成は、実施例1と同じである。外側炉心領域8に配置される複数の燃料集合体11は、燃料集合体1及び燃料集合体2を含んでいる。外側炉心領域8において、ほとんどの燃料集合体1ではこの燃料集合体1の4つの側面に燃料集合体2をそれぞれ隣り合わせて配置している。これらの燃料集合体1,2は、入口に第2オリフィスが設けられる第2冷却水通路にそれぞれ連絡されている。   A reactor core according to embodiment 2, which is another embodiment of the present invention applied to BWR, will be described with reference to FIG. The BWR plant to which the core 5B is applied has the nuclear reactor 20 shown in FIG. 1 having the core 5B. In the core 5B of the present embodiment, the position of the central axis of the fuel assembly 22 is an area in which the fuel assembly 22 positioned inside L / √2 with respect to the center of the core 5B is loaded. A plurality of fuel assemblies 10 and 11 are arranged in the region 7, and a plurality of fuel assemblies are arranged in the outer core region 8 located between the inner core region 7 and the outermost layer region 9 without arranging the fuel assemblies 10. 11 is arranged. Other configurations of the BWR plant to which the core 5B is applied are the same as those in the first embodiment. A plurality of fuel assemblies 11 arranged in the outer core region 8 includes a fuel assembly 1 and a fuel assembly 2. In the outer core region 8, in most fuel assemblies 1, the fuel assemblies 2 are arranged adjacent to each other on the four side surfaces of the fuel assembly 1. These fuel assemblies 1 and 2 are respectively connected to a second cooling water passage provided with a second orifice at the inlet.

内側炉心領域7では、実施例1の内側炉心領域7と同様に、燃料集合体10の4つの側面に燃料集合体11をそれぞれ隣り合わせて配置している。すなわち、燃料集合体10の4つの側面には他の燃料集合体10が隣接して配置されていない。このため、内側炉心領域7における平均隣接体数αは0である。内側炉心領域7に配置された燃料集合体10は燃料集合体1であり、燃料集合体11は燃料集合体2である。内側炉心領域7の燃料集合体1は、第1冷却水通路に連絡されている。また、内側炉心領域7の燃料集合体2は、第2冷却水通路に連絡されている。   In the inner core region 7, as in the inner core region 7 of the first embodiment, the fuel assemblies 11 are arranged adjacent to each other on the four side surfaces of the fuel assembly 10. That is, the other fuel assemblies 10 are not disposed adjacent to the four side surfaces of the fuel assembly 10. For this reason, the average number of adjacent bodies α in the inner core region 7 is zero. The fuel assembly 10 disposed in the inner core region 7 is the fuel assembly 1, and the fuel assembly 11 is the fuel assembly 2. The fuel assembly 1 in the inner core region 7 is in communication with the first coolant passage. Further, the fuel assembly 2 in the inner core region 7 is connected to the second cooling water passage.

本実施例においても、実施例1と同様に、最外層領域を除いてオリフィス係数が一様な炉心と比較して、各燃料集合体10における冷却水流量の平均の上昇割合は約7.5%となるが、各燃料集合体10の出力の上昇割合は0.6%に抑制される。このため、炉心5Bの熱的余裕は約2%上昇する。本実施例も、燃料集合体10内の冷却水流量を増大させた場合であっても、実施例1と同じ理由で、オリフィスの圧力損失係数が一様な炉心に対して、熱的余裕を上昇させることができる。   Also in the present embodiment, as in the first embodiment, the average rate of increase in the coolant flow rate in each fuel assembly 10 is about 7.5 compared to the core having a uniform orifice coefficient except for the outermost layer region. However, the increase rate of the output of each fuel assembly 10 is suppressed to 0.6%. For this reason, the thermal margin of the core 5B increases by about 2%. Even in this embodiment, even when the flow rate of the cooling water in the fuel assembly 10 is increased, for the same reason as in the first embodiment, a thermal margin is provided for a core having a uniform orifice pressure loss coefficient. Can be raised.

BWRに適用した本発明の他の実施例である実施例3の原子炉炉心を、図12により説明する。本実施例の炉心5Cは、最外層領域9よりも内側に存在する内側炉心領域7及び外側炉心領域8にそれぞれ燃料集合体10,11を配置している。炉心5Cが適用されるBWRプラントは、原子炉20としてABWRを用いたABWRプラントである。このABWRプラントも、炉心5C以外は図2に示す実施例1のBWRプラントの構成を有する。炉心5CはABWR型炉心である。   A reactor core according to embodiment 3, which is another embodiment of the present invention applied to BWR, will be described with reference to FIG. In the core 5C of the present embodiment, fuel assemblies 10 and 11 are arranged in the inner core region 7 and the outer core region 8 existing inside the outermost layer region 9, respectively. The BWR plant to which the core 5 </ b> C is applied is an ABWR plant using ABWR as the nuclear reactor 20. This ABWR plant also has the configuration of the BWR plant of Example 1 shown in FIG. 2 except for the core 5C. The core 5C is an ABWR type core.

ABWRプラントの電気出力は135万kWであり、炉心5Cには平均取出燃焼度が45GWd/tである872体の燃料集合体22が装荷されている。制御棒32は、218本設けられており、中性子吸収棒33の替りにハフニウム型中性子吸収体を備えている。1つの運転サイクルの期間は15ヶ月であり、燃料交換のバッチ数は3.8バッチである。このため、炉心5Cは、燃料集合体1〜3以外に、4サイクル目の運転サイクルでの運転を経験している燃料集合体22(炉心滞在4サイクル目の燃料集合体という)が存在する。   The electric output of the ABWR plant is 1.35 million kW, and 872 fuel assemblies 22 having an average take-off burnup of 45 GWd / t are loaded in the core 5C. 218 control rods 32 are provided, and a hafnium type neutron absorber is provided instead of the neutron absorber rod 33. The duration of one operating cycle is 15 months and the number of refueling batches is 3.8 batches. For this reason, in the core 5C, in addition to the fuel assemblies 1 to 3, there is a fuel assembly 22 (referred to as a fuel assembly in the fourth stay in the core) that has experienced operation in the fourth operation cycle.

炉心5Cは、最外層領域9に炉心滞在4サイクル目の燃料集合体4を装荷している。最外層領域9よりも内側の内側炉心領域7及び外側炉心領域8に複数の燃料集合体10及び複数の燃料集合体11を配置している。複数の燃料集合体10は燃料集合体1である。複数の燃料集合体11は、燃料集合体2,3及び4を含んでいる。1つの燃料集合体10の4つの側面に、4体の燃料集合体11が隣り合わせになって配置される。燃料集合体で10である燃料集合体1は、入口に第1オリフィスを設けている第1冷却水通路に連絡されている。燃料集合体11である燃料集合体2,3及び4は、入口に第2オリフィスを設けている第2冷却水通路に連絡されている。   The core 5C is loaded with the fuel assembly 4 in the fourth cycle of staying in the outermost layer region 9. A plurality of fuel assemblies 10 and a plurality of fuel assemblies 11 are arranged in the inner core region 7 and the outer core region 8 inside the outermost layer region 9. The plurality of fuel assemblies 10 is the fuel assembly 1. The plurality of fuel assemblies 11 include fuel assemblies 2, 3 and 4. Four fuel assemblies 11 are arranged adjacent to each other on four side surfaces of one fuel assembly 10. The fuel assembly 1, which is 10 as a fuel assembly, communicates with a first coolant passage having a first orifice at the inlet. The fuel assemblies 2, 3 and 4 that are the fuel assemblies 11 are connected to a second cooling water passage having a second orifice at the inlet.

燃料支持金具23に設けられた各オリフィスのオリフィス係数は、最外層領域9に位置する第3オリフィスを除いて、オリフィス係数が一様な炉心に対して、第1オリフィスが−41%、第2オリフィスが+19%となっている。第3オリフィスのオリフィス係数は、第2オリフィスのそれよりも大きくなっている。炉心5C全体の圧力損失は、オリフィス係数が一様な炉心と同等になっている。   The orifice coefficient of each orifice provided in the fuel support fitting 23 is -41% for the first orifice with respect to the core having a uniform orifice coefficient except for the third orifice located in the outermost layer region 9, and the second Orifice is + 19%. The orifice coefficient of the third orifice is larger than that of the second orifice. The pressure loss of the entire core 5C is equivalent to that of a core having a uniform orifice coefficient.

1つの燃料集合体10の4つの側面に、4体の燃料集合体11が別々に隣り合うように配置されている。1つの燃料集合体10の4つの側面に隣り合うこれらの燃料集合体11は、ほとんどの燃料集合体10に対して炉心滞在期間が異なる少なくとも2種類の燃料集合体22である。外側炉心領域8の周辺部に位置する一部の燃料集合体10は4つの側面のうち1つの側面に燃料集合体10を隣り合わせて配置している。炉心5Cの内側炉心領域7および外側炉心領域8における平均隣接体数αはほぼ0である。   Four fuel assemblies 11 are arranged on the four side surfaces of one fuel assembly 10 so as to be adjacent to each other. These fuel assemblies 11 adjacent to the four side surfaces of one fuel assembly 10 are at least two types of fuel assemblies 22 having different core stay periods with respect to most of the fuel assemblies 10. A part of the fuel assemblies 10 located in the periphery of the outer core region 8 has the fuel assemblies 10 arranged adjacent to one of the four side surfaces. The average number of adjacent bodies α in the inner core region 7 and the outer core region 8 of the core 5C is approximately zero.

本実施例では、最外層領域を除いてオリフィス係数が一様な炉心と比較して、各燃料集合体10における冷却水流量の平均上昇割合は約4.3%となるが、各燃料集合体10の出力の上昇割合は0%に抑制される。この結果、炉心5Cの熱的余裕は約2%上昇する。バッチ数が4バッチに近い炉心であっても、燃料集合体10の冷却水流量を増大させた場合で炉心の熱的余裕を向上させることができる。本実施例は、炉心の大きさ及び燃料交換のバッチ数が変わった場合でも、蒸気の効果を得ることができる。   In the present embodiment, the average rate of increase in the cooling water flow rate in each fuel assembly 10 is about 4.3% compared to a core having a uniform orifice coefficient except for the outermost layer region. The increase rate of the output of 10 is suppressed to 0%. As a result, the thermal margin of the core 5C increases by about 2%. Even if the number of batches is a core close to four, the thermal margin of the core can be improved by increasing the coolant flow rate of the fuel assembly 10. In this embodiment, the steam effect can be obtained even when the size of the core and the number of refueling batches are changed.

BWRに適用した本発明の他の実施例である実施例4の原子炉炉心を、図13により説明する。本実施例の炉心5Dは、最外層領域9よりも内側に存在する内側炉心領域7及び外側炉心領域8にそれぞれ燃料集合体10,11を配置している。炉心5Dが適用されるBWRプラントは、実施例3と同様に、原子炉20としてABWRを用いたABWRプラントである。このABWRプラントも、炉心5D以外は図2に示す実施例1のBWRプラントの構成を有する。炉心5DはABWR型炉心である。炉心5Dは、炉心5Cと、燃料集合体22の配置、オリフィス係数及び燃料集合体10が燃料集合体2を含んでいる点で異なっている。   A nuclear reactor core according to embodiment 4, which is another embodiment of the present invention applied to BWR, will be described with reference to FIG. In the core 5D of the present embodiment, fuel assemblies 10 and 11 are arranged in the inner core region 7 and the outer core region 8 existing inside the outermost layer region 9, respectively. The BWR plant to which the core 5D is applied is an ABWR plant using an ABWR as the nuclear reactor 20 as in the third embodiment. This ABWR plant also has the configuration of the BWR plant of Example 1 shown in FIG. 2 except for the core 5D. The core 5D is an ABWR type core. The core 5 </ b> D is different from the core 5 </ b> C in that the arrangement of the fuel assembly 22, the orifice coefficient, and the fuel assembly 10 include the fuel assembly 2.

炉心5Dも、燃料集合体22の中心軸の位置が炉心5Bの中心を基点にしてL/√2よりも内側に位置する燃料集合体22が装荷されている領域である内側炉心領域7、及び内側炉心領域7と最外層領域9の間に存在する外側炉心領域8を有する。炉心5Dの内側炉心領域7には、この内側炉心領域7の周辺部の一部を除いて、炉心5Cの内側炉心領域7と同様に燃料集合体10及び燃料集合体11が配置されている。炉心5Dの内側炉心領域7の周辺部の一部には、燃料集合体10として燃料集合体2を配置している。このため、その周辺部の一部には、燃料集合体10である燃料集合体1の2つの側面に燃料集合体10である燃料集合体2をそれぞれ隣り合わせて配置している。炉心5Dは、その周辺部を除く内側炉心領域7の大部分では、燃料集合体10である燃料集合体1の4つの側面に、燃料集合体11を隣り合わせて配置している。このため、内側炉心領域7における平均隣接体数αはほぼ1になる。   The core 5D also has an inner core region 7 in which the fuel assembly 22 is loaded, the position of the central axis of the fuel assembly 22 being located on the inner side of L / √2 with respect to the center of the core 5B, and It has an outer core region 8 that exists between the inner core region 7 and the outermost layer region 9. In the inner core region 7 of the core 5D, a fuel assembly 10 and a fuel assembly 11 are arranged in the same manner as the inner core region 7 of the core 5C except for a part of the periphery of the inner core region 7. The fuel assembly 2 is disposed as a fuel assembly 10 in a part of the periphery of the inner core region 7 of the core 5D. For this reason, the fuel assemblies 2 that are the fuel assemblies 10 are arranged adjacent to each other on two side surfaces of the fuel assembly 1 that is the fuel assemblies 10 in a part of the peripheral portion thereof. In most of the inner core region 7 excluding the peripheral part of the core 5D, the fuel assemblies 11 are arranged adjacent to each other on the four side surfaces of the fuel assembly 1, which is the fuel assembly 10. For this reason, the average number of adjacent bodies α in the inner core region 7 is approximately 1.

炉心5Dの外側炉心領域8には、燃料集合体10である燃料集合体1の2つの側面に燃料集合体10である燃料集合体2をそれぞれ隣り合わせて配置する第1配置、及び燃料集合体10である燃料集合体1の4つの側面に、燃料集合体11をそれぞれ隣り合わせては位置する第2配置を有する。この第2配置においては、燃料集合体10の4つの側面に、他の燃料集合体10が隣り合わせで配置されてはいない。外側炉心領域8において、第2配置は第1配置よりも多くなっており、第1配置が最外層領域9側、第2配置が内側炉心領域7側に配置されている。外側炉心領域8における平均隣接体数αはほぼ1.5になる。   In the outer core region 8 of the core 5D, a first arrangement in which the fuel assemblies 2 as the fuel assemblies 10 are arranged adjacent to each other on two side surfaces of the fuel assembly 1 as the fuel assemblies 10, and the fuel assembly 10 The fuel assemblies 11 are arranged on the four side surfaces of the fuel assemblies 1 so as to be adjacent to each other. In the second arrangement, the other fuel assemblies 10 are not arranged adjacent to each other on the four side surfaces of the fuel assembly 10. In the outer core region 8, the second arrangement is larger than the first arrangement, and the first arrangement is arranged on the outermost layer region 9 side, and the second arrangement is arranged on the inner core region 7 side. The average number of adjacent bodies α in the outer core region 8 is approximately 1.5.

燃料集合体10である燃料集合体1及び2は第1冷却水通路にそれぞれ連絡され、燃料集合体11である燃料集合体2,3及び4は第2冷却水通路にそれぞれ連絡される。燃料支持金具23に設けられた各オリフィスのオリフィス係数は、最外層領域9に位置する第3オリフィスを除いて、オリフィス係数が一様な炉心に対して、第1オリフィスが−41%、第2オリフィスが+32%となっている。第3オリフィスのオリフィス係数は、第2オリフィスのそれよりも大きい。炉心全体の圧力損失は、オリフィス係数が一様な炉心と同等にしている。   The fuel assemblies 1 and 2 that are the fuel assemblies 10 are respectively connected to the first cooling water passages, and the fuel assemblies 2, 3 and 4 that are the fuel assemblies 11 are respectively connected to the second cooling water passages. The orifice coefficient of each orifice provided in the fuel support fitting 23 is -41% for the first orifice with respect to the core having a uniform orifice coefficient except for the third orifice located in the outermost layer region 9, and the second The orifice is + 32%. The orifice coefficient of the third orifice is larger than that of the second orifice. The pressure loss of the entire core is equal to that of a core having a uniform orifice coefficient.

このような本実施例は、内側炉心領域7の中央部において、ある燃料集合体10に隣り合う4体の燃料集合体が全て燃料集合体11になっており、さらに、後述するように、内側炉心領域7の外周部に位置する炉心滞在2サイクル目の燃料集合体10に隣り合う2体の燃料集合体を燃料集合体11にすることによって、最外層領域を除いてオリフィス係数が一様な炉心と比較して、各燃料集合体10における冷却水流量の平均上昇割合は約4.5%になるが、各燃料集合体10の出力の上昇割合は0.6%に抑制される。この結果、炉心5Dの熱的余裕は約2%上昇する。   In this embodiment, in the central portion of the inner core region 7, all four fuel assemblies adjacent to a certain fuel assembly 10 are fuel assemblies 11. By making the two fuel assemblies adjacent to the fuel assembly 10 in the second cycle of staying in the core located in the outer periphery of the core region 7 into the fuel assembly 11, the orifice coefficient is uniform except for the outermost layer region. Compared to the core, the average rate of increase in the coolant flow rate in each fuel assembly 10 is about 4.5%, but the rate of increase in the output of each fuel assembly 10 is suppressed to 0.6%. As a result, the thermal margin of the core 5D increases by about 2%.

内側炉心領域7の外周部に位置する炉心滞在2サイクル目の燃料集合体の熱的余裕が比較的厳しくなる場合、本実施例は、その炉心滞在2サイクル目の燃料集合体を、第1オリフィスを有する第1冷却水通路に連絡させる。これによって、内側炉心領域7の外周部に位置する炉心滞在2サイクル目の燃料集合体10について、隣り合う2体の燃料集合体を他の燃料集合体10、換言すれば、隣り合う他の2体の燃料集合体を燃料集合体11にすることによって、図5に示すように、その炉心滞在2サイクル目の燃料集合体10における出力増加割合を抑制することができる。   When the thermal allowance of the fuel assembly in the second core staying cycle located in the outer peripheral portion of the inner core region 7 becomes relatively severe, the present embodiment uses the fuel assembly in the second core staying cycle as the first orifice. Is communicated with the first coolant passage. Thus, with respect to the fuel assembly 10 in the second core staying cycle located in the outer periphery of the inner core region 7, the two adjacent fuel assemblies are replaced with the other fuel assemblies 10, in other words, the other two adjacent fuel assemblies 10. By making the fuel assembly 11 into the fuel assembly 11, as shown in FIG. 5, the power increase rate in the fuel assembly 10 in the second cycle of staying in the core can be suppressed.

BWRに適用した本発明の他の実施例である実施例4の原子炉炉心を、図14により説明する。本実施例の炉心5Eは、最外層領域9よりも内側に存在する内側炉心領域7及び外側炉心領域8にそれぞれ燃料集合体10,11を配置している。炉心5Eが適用されるBWRプラントは、炉心5Eを有する図1に示す原子炉20を有している。炉心5Eにおける内側炉心領域7と外側炉心領域8の境界は、実施例1と同じで、炉心5Eの中心を基点とするL/√2である。   A reactor core according to embodiment 4 which is another embodiment of the present invention applied to BWR will be described with reference to FIG. In the core 5E of the present embodiment, the fuel assemblies 10 and 11 are arranged in the inner core region 7 and the outer core region 8 existing inside the outermost layer region 9, respectively. The BWR plant to which the core 5E is applied has the nuclear reactor 20 shown in FIG. 1 having the core 5E. The boundary between the inner core region 7 and the outer core region 8 in the core 5E is the same as in the first embodiment, and is L / √2 with the center of the core 5E as the base point.

炉心5Eの最外層領域9には、燃料集合体2及び3が配置されている。燃料集合体1及び11は、共に、燃料集合体1及び2を含んでいる。炉心5Eの内側炉心領域7では、全ての燃料集合体10は、1つの側面に他の燃料集合体10を隣り合わせて配置している。すなわち、燃料集合体10である1つの燃料集合体1の1つの側面に、燃料集合体10である1体の燃料集合体2を隣り合わせて配置している。燃料集合体10である燃料集合体1における他の3つの側面には、燃料集合体11である3体の燃料集合体2が別々に隣り合わせて配置される。燃料集合体10である燃料集合体2における他の3つの側面には、燃料集合体11である3体の燃料集合体1が別々に隣り合わせて配置される。このような内側炉心領域7の平均隣接体数αは1になる。   Fuel assemblies 2 and 3 are disposed in the outermost layer region 9 of the core 5E. Both fuel assemblies 1 and 11 include fuel assemblies 1 and 2. In the inner core region 7 of the core 5E, all the fuel assemblies 10 are arranged such that the other fuel assemblies 10 are adjacent to each other on one side surface. That is, one fuel assembly 2 that is the fuel assembly 10 is disposed adjacent to one side surface of one fuel assembly 1 that is the fuel assembly 10. On the other three side surfaces of the fuel assembly 1 that is the fuel assembly 10, the three fuel assemblies 2 that are the fuel assemblies 11 are separately arranged adjacent to each other. On the other three side surfaces of the fuel assembly 2 that is the fuel assembly 10, the three fuel assemblies 1 that are the fuel assemblies 11 are separately arranged adjacent to each other. The average number α of adjacent bodies in the inner core region 7 is 1.

外側炉心領域8も、大部分の領域で、内側炉心領域7と同様に、燃料集合体10である燃料集合体1の1つの側面に、他の燃料集合体10である燃料集合体2を隣り合わせて配置している。このような外側炉心領域8の平均隣接体数αはほぼ1になる。   In the outer core region 8 as well, in the same manner as the inner core region 7, the fuel assembly 2 that is the other fuel assembly 10 is adjacent to one side surface of the fuel assembly 1 that is the fuel assembly 10. Arranged. The average number α of adjacent bodies in the outer core region 8 is almost 1.

燃料集合体10である燃料集合体1及び2は第1冷却水通路にそれぞれ連絡され、燃料集合体11である燃料集合体1及び2は第2冷却水通路にそれぞれ連絡される。燃料支持金具23に設けられた各オリフィスのオリフィス係数は、最外層領域9に位置する第3オリフィスを除いて、オリフィス係数が一様な炉心に対して、第1オリフィスが−38%、第2オリフィスが+33%となっている。第3オリフィスのオリフィス係数は、第2オリフィスのそれよりも大きい。炉心全体の圧力損失は、オリフィス係数が一様な炉心と同等である。   The fuel assemblies 1 and 2 that are the fuel assemblies 10 are respectively connected to the first coolant passage, and the fuel assemblies 1 and 2 that are the fuel assemblies 11 are respectively connected to the second coolant passage. The orifice coefficient of each orifice provided in the fuel support fitting 23 is -38% for the first orifice with respect to the core having a uniform orifice coefficient except for the third orifice located in the outermost layer region 9, and the second The orifice is + 33%. The orifice coefficient of the third orifice is larger than that of the second orifice. The pressure loss of the entire core is equivalent to a core having a uniform orifice coefficient.

このような本実施例は、最外層領域9を除いてオリフィス係数が一様な炉心と比較して、各燃料集合体10における冷却水流量の平均上昇割合は約6.5%になるが、各燃料集合体10の出力の上昇割合は0.7%に抑制される。炉心5Eの熱的余裕は約2%上昇する。   In this embodiment, the average rate of increase in the coolant flow rate in each fuel assembly 10 is about 6.5% as compared with the core having a uniform orifice coefficient except for the outermost layer region 9. The increase rate of the output of each fuel assembly 10 is suppressed to 0.7%. The thermal margin of the core 5E increases by about 2%.

炉心5Eにおいて、外側炉心領域8に燃料集合体10を配置せずに複数の燃料集合体11を配置し、内側炉心領域7に複数の燃料集合体10及び11をそれぞれ配置しても良い。この内側炉心領域7において、燃料集合体10の1つの側面には他の燃料集合体10が隣り合わせて配置されており、残りの3つの側面には燃料集合体11がそれぞれ隣り合わせて配置されている。   In the core 5E, a plurality of fuel assemblies 11 may be arranged without arranging the fuel assemblies 10 in the outer core region 8, and a plurality of fuel assemblies 10 and 11 may be arranged in the inner core region 7, respectively. In the inner core region 7, another fuel assembly 10 is disposed adjacent to one side surface of the fuel assembly 10, and the fuel assembly 11 is disposed adjacent to the other three side surfaces. .

1…炉心滞在1サイクル目の燃料集合体、2…炉心滞在2サイクル目の燃料集合体、3…炉心滞在3サイクル目の燃料集合体、4…炉心滞在4サイクル目の燃料集合体、5,5A〜5E…炉心、7…内側炉心領域、8…外側炉心領域、9…最外層領域、10,11,12,22…燃料集合体、20…原子炉、21…原子炉圧力容器、23…燃料支持金具、24…インターナルポンプ。   DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Fuel assembly of 1st cycle of stay in core, 2 ... Fuel assembly of 2nd cycle of stay in core, 3 ... Fuel assembly of 3rd cycle of stay in core, 4 ... Fuel assembly of 4th cycle of stay in core, 5, 5A to 5E ... core, 7 ... inner core region, 8 ... outer core region, 9 ... outermost layer region, 10, 11, 12, 22 ... fuel assembly, 20 ... reactor, 21 ... reactor pressure vessel, 23 ... Fuel support bracket, 24 ... Internal pump.

Claims (6)

最外層領域と、前記最外層領域の内側に存在する炉心領域と、前記最外層領域及び前記炉心領域の下端部にそれぞれ配置された複数の燃料支持部材と、前記最外層領域及び前記炉心領域にそれぞれ装荷され、前記燃料支持部材に保持される複数の燃料集合体とを有し、
前記炉心領域に配置された複数の前記燃料集合体が、前記燃料支持部材内に形成され、開口部を有する第1抵抗体が設けられた第1冷却材通路に連絡される複数の第1燃料集合体、及び前記燃料支持部材内に形成され、開口部を有して前記第1抵抗体よりも圧力損失が大きい第2抵抗体が設けられた別々の第2冷却材通路にそれぞれ連絡される複数の第2燃料集合体を含んでおり、
前記炉心領域内で前記炉心領域の中心から最も遠くに位置する前記燃料集合体の軸心までの距離をLとしたとき、前記炉心領域が、前記炉心中心を基点にした前記炉心領域の半径方向におけるL/√2の位置よりも内側に前記軸心が配置される前記燃料集合体が存在する内側領域、及び前記内側領域よりも外側に存在する外側領域を含んでおり、
複数の第1燃料集合体のそれぞれの4つの側面に隣り合う4体の前記燃料集合体に占める前記第1燃料集合体の体数をαとしたとき、前記体数αが前記内側領域の平均で0であり、
前記内側領域に配置されたそれぞれの前記第1燃料集合体の前記4つの側面に隣り合う前記4体の燃料集合体がいずれも前記第2燃料集合体であることを特徴とする原子炉炉心。
An outermost layer region, a core region existing inside the outermost layer region, a plurality of fuel support members respectively disposed at lower ends of the outermost layer region and the core region, and the outermost layer region and the core region. A plurality of fuel assemblies each loaded and held by the fuel support member,
A plurality of fuel assemblies arranged in the core region are formed in the fuel support member and communicated with a first coolant passage provided with a first resistor having an opening. An assembly and a separate second coolant passage formed in the fuel support member and provided with a second resistor having an opening and a pressure loss larger than that of the first resistor are respectively connected. A plurality of second fuel assemblies,
When the distance from the center of the core region farthest to the axis of the fuel assembly in the core region is L, the core region is a radial direction of the core region based on the core center. An inner region where the fuel assembly exists where the axial center is arranged on the inner side of the position of L / √2 and an outer region which exists outside the inner region,
When the body speed of said first fuel assembly occupied in each of the four fuel assemblies adjacent to the four sides of the plurality of first fuel assembly was alpha, mean the body number alpha is the inner region in than zero der,
A nuclear reactor core characterized in that each of the four fuel assemblies adjacent to the four side surfaces of each of the first fuel assemblies arranged in the inner region is the second fuel assembly .
前記外側領域は前記第1燃料集合体を配置せず前記第2燃料集合体を配置している請求項1に記載の原子炉炉心。 2. The nuclear reactor core according to claim 1, wherein in the outer region, the second fuel assembly is arranged without arranging the first fuel assembly. 前記外側領域は前記第1燃料集合体及び前記第2燃料集合体を配置しており、
前記外側領域に存在する前記第1燃料集合体の少なくとも一部の前記4つの側面に隣り合う4体の前記燃料集合体が、3体及び4体のいずれかの前記第2燃料集合体を含んでいる請求項1に記載の原子炉炉心。
The outer region is arranged with the first fuel assembly and the second fuel assembly,
The four fuel assemblies adjacent to the four side surfaces of at least a part of the first fuel assembly existing in the outer region include three or four of the second fuel assemblies. The reactor core according to claim 1 .
前記内側領域に配置された前記第1燃料集合体が炉心滞在1サイクル目の燃料集合体であり、前記内側領域に配置された前記第2燃料集合体が炉心滞在2サイクル目の燃料集合体である請求項1に記載の原子炉炉心。The first fuel assembly disposed in the inner region is a fuel assembly in the first cycle of staying in the core, and the second fuel assembly disposed in the inner region is a fuel assembly in the second cycle of staying in the core. The reactor core according to claim 1. 前記外側領域は前記第1燃料集合体を配置せず前記第2燃料集合体を配置しており、The outer region has the second fuel assembly disposed without the first fuel assembly,
前記外側領域に配置された前記第2燃料集合体が炉心滞在1サイクル目の燃料集合体及び炉心滞在2サイクル目の燃料集合体を含んでいる請求項4に記載の原子炉炉心。The nuclear reactor core according to claim 4, wherein the second fuel assembly disposed in the outer region includes a fuel assembly in a first cycle of staying in the core and a fuel assembly in a second cycle of staying in the core.
前記外側領域は前記第1燃料集合体及び前記第2燃料集合体を配置しており、
前記外側領域に存在する前記第1燃料集合体の少なくとも一部の前記4つの側面に隣り合う4体の前記燃料集合体が前記第2燃料集合体であり、
前記外側領域に配置された前記第1燃料集合体が炉心滞在1サイクル目の燃料集合体であり、前記外側領域に配置された前記第2燃料集合体が炉心滞在2サイクル目の燃料集合体である請求項4に記載の原子炉炉心。
The outer region is arranged with the first fuel assembly and the second fuel assembly,
Four fuel assemblies adjacent to the four side surfaces of at least a part of the first fuel assembly existing in the outer region are the second fuel assemblies,
The first fuel assembly disposed in the outer region is a fuel assembly in the first cycle of staying in the core, and the second fuel assembly disposed in the outer region is a fuel assembly in the second cycle of staying in the core. reactor core according to a claim 4.
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