JP6577131B2 - 燃料集合体及びそれを装荷する炉心 - Google Patents

燃料集合体及びそれを装荷する炉心 Download PDF

Info

Publication number
JP6577131B2
JP6577131B2 JP2018501453A JP2018501453A JP6577131B2 JP 6577131 B2 JP6577131 B2 JP 6577131B2 JP 2018501453 A JP2018501453 A JP 2018501453A JP 2018501453 A JP2018501453 A JP 2018501453A JP 6577131 B2 JP6577131 B2 JP 6577131B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel
rod
fuel rods
rods
plutonium enrichment
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Fee Related
Application number
JP2018501453A
Other languages
English (en)
Other versions
JPWO2017145268A1 (ja
Inventor
岳 光安
岳 光安
肇男 青山
肇男 青山
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Publication of JPWO2017145268A1 publication Critical patent/JPWO2017145268A1/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP6577131B2 publication Critical patent/JP6577131B2/ja
Expired - Fee Related legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/326Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
    • G21C3/328Relative disposition of the elements in the bundle lattice
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/322Means to influence the coolant flow through or around the bundles
    • G21C3/3225Means to influence the coolant flow through or around the bundles by waterrods
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/326Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62Ceramic fuel
    • G21C3/623Oxide fuels
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/02Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect
    • G21C7/04Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect of burnable poisons
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G21C1/084Boiling water reactors
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/322Means to influence the coolant flow through or around the bundles
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62Ceramic fuel
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

本発明は、燃料集合体及びそれを装荷する炉心に係り、特に、沸騰水型原子炉に適用するのに好適な燃料集合体及びそれを装荷する炉心に関する。
沸騰水型原子炉の炉心には、複数の燃料集合体が装荷されている。燃料集合体は、核燃料物質(例えば、酸化ウラン)を含む複数の燃料ペレットを封入した複数の燃料棒、燃料棒の上端部を支持する上部タイプレート、燃料棒の下端部を支持する下部タイプレート、燃料棒間の間隔を保持する複数の燃料スペーサ、及び四角筒状のチャンネルボックスを有する。チャンネルボックスは、上端部が上部タイプレートに取り付けられて下部タイプレートへ向かい延伸し、複数の燃料スペーサによって束ねられた複数の燃料棒を取り囲んでいる。
原子炉出力を制御するために、複数の制御棒が炉心内に挿入されている。また、燃料集合体内の一部の燃料棒は、燃料ペレット内に可燃性毒物(例えば、ガドリニア:Gd)を含んでいる。制御棒及び可燃性毒物は、核燃料物質の核分裂によって余分に発生した中性子を吸収する。可燃性毒物は、中性子の吸収により中性子を吸収しにくい物質に変わっていく。このため、炉心内に装荷された新燃料集合体(燃焼度が0GWd/tの燃料集合体)に含まれる可燃性毒物は、新燃料集合体が炉心に装荷されてから原子炉の或る運転期間が経過すると消滅する。可燃性毒物が消滅した燃料集合体は、核燃料物質が燃焼するにつれて反応度が単調に減少していく。炉心には、炉心内に滞在した運転サイクル数が異なる複数の燃料集合体が装荷されているため、炉心全体として原子炉の運転期間を通して臨界状態が維持される。
原子炉から取り出したウラン燃料を再処理して得られるプルトニウム(Pu)などの物質を燃料とし、成型加工した燃料集合体はMOX燃料と呼ばれる。このMOX燃料においても可燃性毒物が装荷される。しかし、MOX燃料を用いた炉心では中性子の平均エネルギーが高くなる(中性子のエネルギースペクトルが硬くなる)ため、可燃性毒物の中性子吸収効果は小さくなる。
また、プルトニウムは再処理により取り出されるため、ウラン燃料と異なり、プルトニウム富化度を高めるための濃縮過程が必要ない。すなわち、MOX燃料の高富化度化は比較的低コストで可能となるため、高富化度MOX燃料による高燃焼度化がコスト低減に有効である。しかし、可燃性毒物をウラン燃料棒に添加して装荷すると、プルトニウム装荷量が減少するため、高富化度化の妨げとなる。燃料集合体内の出力分布を平坦化するように核分裂性プルトニウムを装荷する場合、ウランと同様に燃料集合体の最外周の富化度を低下させる。すなわち、可燃性毒物を添加した燃料棒を最外周に装荷することで、富化度低下のデメリットを最小限にできる。ここで、高燃焼度化と共に、長期サイクル運転を考えると可燃性毒物の濃度を増大させなければならない。最外周部を除く中性子スペクトルの硬い位置に装荷することで、長期にわたり可燃性毒物が燃え尽きることなく維持できるが、上記理由により最外周に配することが望ましい。しかし、最外周は中性子の減速効果が大きく、中性子エネルギースペクトルが軟らかくなるため、可燃性毒物が早期に燃え尽きる。可燃性毒物の添加量は燃料製造性や装荷時の熱伝導率の低下などの問題により上限がある。
そこで、例えば特許文献1に記載される技術が提案されている。特許文献1では、燃料集合体の水平断面内における最外周であって、その四隅に天然ウランとガドリニア(Gd)を含有しプルトニウムを含まない燃料棒(以下、ガドリニア燃料棒と称する)を配すると共に、一隅のガドリニア燃料棒に対し、縦及び横に隣接して配される二本のガドリニア燃料棒を配する構成としている。その他は、プルトニウム高富化燃料棒、プルトニウム低富化燃料棒、及びプルトニウム最低富化燃料棒を配する構成が記載されている。可燃性毒物であるガドリニアは中性子の吸収が大きいために、その周囲の中性子束は小さくなる。そこにガドリニア燃料棒を配すると、ガドリニアと反応する中性子が見かけ上小さくなり、可燃性毒物を燃え尽きさせずに長期に維持できる。
また、特許文献2では、燃料集合体の水平断面内における最外周であって、その4つのコーナー位置にガドリニア含有ウラン燃料棒(以下、ガドリニア燃料棒と称する)を配すると共に、制御棒側のコーナー位置及び当該制御棒側コーナー位置と対角線上に位置するコーナー位置を除く、2つのコーナー位置にそれぞれ縦及び横に隣接する位置に二本のガドリニア燃料棒を配する構成が開示されている。
特公平05−008398公報 特開2000−180574号公報
特許文献1では、燃料集合体の水平断面内において一隅のガドリニア燃料棒に対し、縦及び横に隣接するよう二本のガドリニア燃料棒を配し、他の三隅に配されるガドリニア燃料棒は相互に隣接するガドリニア燃料棒を有しない構成である。ここで、一隅のガドリニア燃料棒に対し縦及び横に隣接するよう配される二本のガドリニア燃料棒は、燃焼初期において、中性子吸収効果が抑制(中性子遮蔽)されることにより無限増倍率を減少させる効果が低減する。一方、三隅に配されるガドリニア燃料棒は中性子吸収効果が抑制されることなく、燃焼初期において無限増倍率を減少するよう作用する。しかしながら、特許文献1の構成では、相互に隣接することなく三隅に配されるガドリニア燃料棒は三本であり、また一本のみのガドリニア燃料棒(一隅のガドリニア燃料棒)に隣接するガドリニア燃料棒数は二本であり、燃焼初期において過剰に無限増倍率を低減することとなり、ひいては余剰反応度の平坦化が損なわれることになる。
また、特許文献2では、制御棒側のコーナー位置及び当該制御棒側コーナー位置と対角線上に位置するコーナー位置を除く、2つのコーナー位置に配されるガドリニア燃料棒に対し縦及び横に隣接してそれぞれ二本のガドリニア燃料棒を配し、その他の2つのコーナー位置には、それぞれ一本のガドリニア燃料棒を配する構成である。従って、相互に隣接することなくコーナー位置に配されるガドリニア燃料棒は二本、一方、一本のみのガドリニア燃料棒(制御棒側のコーナー位置及び当該制御棒側コーナー位置と対角線上に位置するコーナー位置を除く、2つのコーナー位置に配されるガドリニア燃料棒)に隣接するガドリニア燃料棒数は四本(二本のガドリニア燃料棒に隣接するガドリニア燃料棒数は二本)であり、特許文献1におけるような、燃焼初期における過剰な無限増倍率の低減を防止できる。しかしながら、特許文献2の二本のガドリニア燃料棒に隣接するガドリニア燃料棒は大きな遮蔽効果により、余剰反応度の平坦化を阻害しており、余剰反応度平坦化のためのガドリニア燃料棒と同数(二本)のため、平坦化が損なわれる。
そこで本発明は、MOX燃料の平均核分裂性プルトニウム富化度を増大しつつ、燃料の無限増倍率の変化を線形化し余剰反応度の平坦化を可能とし得る燃料集合体及びそれを装荷する炉心を提供する。
上記課題を解決するため、本発明の燃料集合体は、少なくとも、プルトニウムを含み可燃性毒物を含まない第1燃料棒と、ウラン及び可燃性毒物を含みプルトニウムを含まない第2燃料棒と、水ロッドと、これらを束ねて収容する水平断面が四角形状のチャンネルボックスと、を備え、前記第2燃料棒は、水平断面内における燃料棒配列のうち、最外周及び/又は水ロッドに隣接して配され、最外周に配される前記第2燃料棒数をN1、水ロッドに隣接して配される第2燃料棒数をN2としたとき、N2<N1(N2は、0を含む正の整数)であり、最外周に配される前記第2燃料棒のうち、相互に水平断面内で縦及び/又は横に隣接することなく配される第2燃料棒数をW0、相互に水平断面内で縦及び/又は横に1本のみの第2燃料棒と隣接し配される第2燃料棒数をW1、相互に水平断面内で縦及び/又は横に2本の第2燃料棒と隣接し配される第2燃料棒数をW2としたとき、W2<N2+W0<W1(W2は、0を含む正の整数)であることを特徴とする。
また、本発明の炉心は、複数の燃料集合体を装荷する原子炉の炉心であって、前記燃料集合体は、少なくとも、プルトニウムを含み可燃性毒物を含まない第1燃料棒と、ウラン及び可燃性毒物を含みプルトニウムを含まない第2燃料棒と、水ロッドと、これらを束ねて収容する水平断面が四角形状のチャンネルボックスと、を備え、前記第2燃料棒は、水平断面内における燃料棒配列のうち、最外周及び/又は水ロッドに隣接して配され、最外周に配される前記第2燃料棒数をN1、水ロッドに隣接して配される第2燃料棒数をN2としたとき、N2<N1(N2は、0を含む正の整数)であり、最外周に配される前記第2燃料棒のうち、相互に水平断面内で縦及び/又は横に隣接することなく配される第2燃料棒数をW0、相互に水平断面内で縦及び/又は横に1本のみの第2燃料棒と隣接し配される第2燃料棒数をW1、相互に水平断面内で縦及び/又は横に2本の第2燃料棒と隣接し配される第2燃料棒数をW2としたとき、W2<N2+W0<W1(W2は、0を含む正の整数)であることを特徴とする。
本発明によれば、MOX燃料の平均核分裂性プルトニウム富化度を増大しつつ、燃料の無限増倍率の変化を線形化し余剰反応度の平坦化を可能とし得る燃料集合体及びそれを装荷する炉心を提供することができる。
上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。
本発明の一実施例に係る実施例1の燃料集合体の全体概略構成図である。 図1に示す燃料集合体のA−A断面図矢視図(水平断面図)及び各燃料棒の濃縮度並びに可燃性毒物の添加を示す図である。 図2に示す燃料集合体を装荷する炉心を備えた改良型沸騰水型原子炉の概略構成図である。 本発明の他の実施例に係る実施例2の燃料集合体の水平断面図及び各燃料棒の濃縮度並びに可燃性毒物の添加を示す図である。 本発明の他の実施例に係る実施例3の燃料集合体の水平断面図及び各燃料棒の濃縮度並びに可燃性毒物の添加を示す図である。 本発明の他の実施例に係る実施例4の燃料集合体の水平断面図及び各燃料棒の濃縮度並びに可燃性毒物の添加を示す図である。 可燃性毒物の効果の検証に用いた燃料集合体の水平断面図である。 検証体系における平均核分裂性プルトニウム富化度に対するGd157の中性子吸収率の関係を示す図である。 検証体系における平均核分裂性プルトニウム富化度とRod1に対するGd157の中性子吸収率の関係を示す図である。 本発明の一実施形態における燃料集合体により得られる無限増倍率の線形化効果を示す図である。
本発明者等は、種々の検討を重ね、MOX燃料においてプルトニウム富化度を増大し、運転サイクルを長期化する新たな構成を見出した。この検討結果及び新たに見出したMOX燃料の概要を以下に説明する。
従来技術にあるように、沸騰水型原子炉(Boiling Water Reactor:BWR)のMOX燃料のプルトニウム富化度を高めるためには、できるだけ可燃性毒物添加燃料棒数を低減する必要がある。さらに、運転サイクルの長期化のためには、可燃性毒物の濃度を高める必要があるが、例えば可燃性毒物として用いられるガドリニア(Gd)については、一般的に濃度10wt%を上限として使われる場合が多い。これは上述の燃料製造性や熱伝導率の問題により上限となっている。可燃性毒物を添加した燃料棒数を低減するには、中性子吸収効果が大きい位置に配置すれば良い。そこで本発明者等は、図7に示す検証体系を用いて、可燃性毒物の位置に対する中性子吸収特性を検討した。図7は、可燃性毒物の効果の検証に用いた燃料集合体の水平断面図である。図7に示す燃料集合体は、可燃性毒物添加燃料棒を除いて一様の核分裂性プルトニウム富化度を持つ燃料棒F、及び可燃性毒物添加燃料棒の核燃料物質を天然ウランのみで構成し、可燃性毒物としてガドリニアを10wt%添加した可燃性毒物添加燃料棒Rod1〜Rod4を有する。可燃性毒物添加燃料棒Rod1は最外周に配され、可燃性毒物添加燃料棒Rod4は水ロッドWRに隣接して配される。また、可燃性毒物添加燃料棒Rod2は、最外周に配された可燃性毒物添加燃料棒Rod1よりも1層内側に配され、可燃性毒物添加燃料棒Rod3は可燃性毒物添加燃料棒Rod2よりも1層内側に配されている。
図8は、図7に示す検証体系における平均核分裂性プルトニウム富化度に対するGd157の中性子吸収率の関係を示す図である。図8では、横軸に平均核分裂性プルトニウム富化度(wt%)をとり、縦軸にGd157の中性子吸収率をとり、可燃性毒物添加燃料棒Rod1〜Rod4の夫々についてのGd157の中性子吸収率の変化を示している。ここで、Gd157は、ガドリニア核種の中でも反応し易い核種である。図8に示すように、燃料棒水平断面において、可燃性毒物添加燃料棒Rod1の中性子吸収率が最も高く、核分裂性プルトニウム富化度増大と共に中性子吸収率は減少している。
図9に、図7に示す検証体系における平均核分裂性プルトニウム富化度と、可燃性毒物添加燃料棒Rod1に対するGd157の中性子吸収率の関係を示す。図9では、横軸に平均核分裂性プルトニウム富化度(wt%)をとり、縦軸に可燃性毒物添加燃料棒Rod1に対するGd157の中性子吸収率をとり、可燃性毒物添加燃料棒Rod1の中性子吸収率に対する各可燃性毒物添加燃料棒Rod2、Rod3、及びRod4の中性子吸収率の比の変化を示している。核分裂性プルトニウム富化度増大と共に、可燃性毒物添加燃料棒Rod1の中性子吸収率との差が拡大するが、可燃性毒物添加燃料棒Rod4は、核分裂性プルトニウム富化度4wt%以上でほぼ一定となり、そのときの中性子吸収率は可燃性毒物添加燃料棒Rod1の半分程度となる。すなわち、可燃性毒物の中性子吸収効果を増大するためには、最外周への装荷が効果的であり、核分裂性プルトニウム富化度増大と共にそれが顕著となる。また、水ロッドWR周囲は最外周に比べて半分程度の中性子吸収率であるが、核分裂性プルトニウム富化度4wt%以上で一定である。これは最外周を除く他の位置、すなわち、可燃性毒物添加燃料棒Rod2及び可燃性毒物添加燃料棒Rod3が配される位置に比べて優位である。
次に本発明者等は、MOX燃料を装荷した炉心の制御性に着目した。ここで述べる炉心の制御性とは、運転時に所定の運転期間にエネルギー生成を継続できる設計をしたときに、その設計の誤差を考慮して、運転時に設計上の余裕を持たせた炉心を運転することである。この余裕がない場合、設計が誤差をもつと運転継続ができないことになる。また、余裕が小さすぎると、炉心の制御が難しくなる。運転期間を通して、この余裕を最大限にするためには、運転時に余剰に持つ反応度(余剰反応度)が運転初期から末期までほぼ一定であれば、すべての期間を通して最大の余裕を持つことになる。ただし、余裕が運転末期でほぼ0となるように設計すると経済性が向上する。このような設計をするため、現行の炉心では可燃性毒物を添加した燃料と添加した可燃性毒物が燃焼した燃料を炉心内で混合して用いる。燃焼により無限増倍率が減少する燃料と可燃性毒物により、無限増倍率が増大する燃料を炉心内に配することで余剰反応度が平坦化される。この余剰反応度平坦化のためには、燃焼と共に無限増倍率が減少する直線に対して、それを相殺するため、燃焼と共に無限増売率が増大する直線が必要となる。しかしながら、この増大直線が非線形となると余剰反応度は平坦ではなくなり、設計上の余裕が小さくなる。
図10に、燃料集合体により得られる無限増倍率の線形化効果を示す。図10に示すように可燃性毒物を添加した燃料棒を燃料集合体水平断面内で縦及び/又は横に隣接させた場合は、増大直線が非線形となる。この非線形は燃焼初期で中性子吸収が抑えられることによる。これを直線とするためには、燃焼初期で中性子吸収効果を増大し、燃焼中期で中性子吸収効果を0とするような構成を加えれば良い。燃料集合体の最外周又は水ロッドに隣接する位置で可燃性毒物を添加した燃料棒の隣接位置に可燃性毒物を配置しない場合は、中性子吸収効果が大きいことから燃焼初期に中性子吸収効果が大きい。さらに、上記隣接した可燃性毒物添加燃料棒と隣接していない可燃性毒物添加燃料棒で可燃性毒物濃度が同程度である場合は、後者は前者の半分程度の期間で可燃性毒物が燃え尽きる。すなわち、隣接した可燃性毒物添加燃料棒からみれば、隣接していない可燃性毒物添加燃料棒は燃焼中期で中性子吸収効果がほぼ0になることを意味する。しかし、隣接していない可燃性毒物添加燃料棒が多くなり過ぎると、初期の中性子吸収効果が大きくなり、無限増倍率が増大する直線とはならない。隣接していない可燃性毒物添加燃料棒を本目的で加える場合は、隣接した可燃性毒物添加燃料棒数よりも少ない数にしなければ逆効果である。
上記の検討結果を反映した、本発明の実施例を以下に図面を用いて説明する。
なお、以下では、改良型沸騰水型原子炉(Advanced Boiling Water Reactor:ABWR)を一例として説明するが、これに限られるものでは無い。例えば、再循環ポンプを備え、冷却材(中性子の減速材としても機能)を原子炉圧力容器外へ通流し再び原子炉圧力容器内のダウンカマへ流入させることで冷却材を循環させる通常の沸騰水型原子炉(BWR)、或は、チムニによる冷却水の自然循環方式を用いることで、BWRにおける再循環ポンプ、ABWRにおけるインターナルポンプを不要とする高経済性単純化沸騰水型原子炉(ECONOMIC Simplified Boiling Water Reactor:ESBWR)等、その他の原子炉へも同様に適用可能である。
図1は、本発明の一実施例に係る実施例1の燃料集合体の全体概略構成図であり、図2は、図1に示す燃料集合体のA−A断面図矢視図(水平断面図)及び各燃料棒の濃縮度並びに可燃性毒物の添加を示す図であり、図3は、図2に示す燃料集合体を装荷する炉心を備えた改良型沸騰水型原子炉の概略構成図である。
図3に示すように、改良型沸騰水型原子炉(ABWR)は、原子炉圧力容器(原子炉容器)103内に円筒状の炉心シュラウド102が設けられ、炉心シュラウド102内に、複数体の燃料集合体(図示せず)が装荷された炉心105が配設されている。また、原子炉圧力容器(以下、RPVと称する)103内には、炉心105の上方へと延伸する気水分離器106及び気水分離器106の上方に配される蒸気乾燥器107が設けられている。RPV103と炉心シュラウド102の間には環状のダウンカマ104が形成されている。ダウンカマ104内には、インターナルポンプ115が配設されている。
インターナルポンプ115から吐出された冷却水は、下部プレナム122を経て炉心105に供給される。冷却水は、炉心105を通過する際に加熱されて水及び蒸気を含む気液二相流となる。気水分離器106は気液二相流を蒸気と水に分離する。分離された蒸気は、更に蒸気乾燥器107で湿分を除去されて主蒸気配管108に導かれる。この湿分が除去された蒸気は、蒸気タービン(図示せず)に導かれ、蒸気タービンを回転させる。蒸気タービンに連結された発電機が回転し、電力を発生する。蒸気タービンから排出された蒸気は、復水器(図示せず)で凝縮されて水となる。この凝縮水は、冷却水として給水配管109によりRPV103内に供給される。気水分離器106及び蒸気乾燥器107で分離された水は、落下して冷却水としてダウンカマ104内に達する。
なお、図3では図示しないが、RPV103の下部プレナム122には、燃料集合体の核反応を制御するため炉心105へ複数の横断面十字状の制御棒CRを挿入可能とする制御棒案内管が設けられ、RPV103の底部より下方に設置された制御棒駆動機構ハウジング内に制御棒駆動機構を備え、制御棒は制御棒駆動機構に連結されている。
図1に、燃料集合体1の全体概略構成図を示す。本実施の燃料集合体1は、複数の燃料棒2、部分長燃料棒3、上部タイプレート5、下部タイプレート6、複数の燃料スペーサ8、複数の水ロッドWR、及びチャンネルボックス7を備えている。燃料棒2(所謂、全長燃料棒)及び部分長燃料棒3は、複数の燃料ペレット(図示せず)を密封された被覆管(図示せず)内に充填している。下部タイプレート6は各燃料棒2及び部分長燃料棒3の下端部を支持し、上部タイプレート5は各燃料棒2の上端部を保持する。水ロッドWRの下端部は下部タイプレート6に支持され、水ロッドWRの上端部は上部タイプレート5に保持される。複数の燃料スペーサ8は、燃料集合体1の軸方向において所定の間隔に配置され、燃料棒2(含む部分長燃料棒3)の相互間、及び燃料棒2と水ロッドWRの間に、冷却水が流れる流路を形成するように、燃料棒2及び水ロッドWRを保持している。横断面が正方形状をしている角筒であるチャンネルボックス7は、上部タイプレート5に取り付けられ、下方に向かって延伸している。燃料スペーサ8によって束ねられた各燃料棒2は、チャンネルボックス7内に配置されている。上部タイプレート5には、その上端部にハンドルが締結されており、ハンドルを吊り上げると、燃料集合体1全体を引き上げることができる。
図2は、図1に示す燃料集合体1のA−A断面図矢視図(水平断面図)及び各燃料棒の濃縮度並びに可燃性毒物の添加を示す図である。図2の上図に示すように、燃料集合体1の水平断面において、チャンネルボックス7内に形成される9行9列の正方格子に、燃料棒21a〜21c、部分長燃料棒31a、水ロッドWR、及び可燃性毒物であるガドリニアを含有した燃料棒であるガドリニア含有燃料棒41が配されている。燃料集合体1の水平断面(横断面)の中央部には、燃料棒2が4本配置できる領域を占有する横断面積を有する水ロッドWRが2本配されている。水ロッドWRは、少なくとも2本の燃料棒2が配置可能な領域を占有する横断面積を有する太径水ロッドである。本実施例における燃料棒2に核分裂性ウランを含む燃料ペレットが装填された領域の長さ、すなわち、本実施例の燃料有効長は3.7mである。
また、燃料集合体1は、改良型沸騰水型原子炉(ABWR)の炉心105に装荷されたとき、一つのコーナーが炉心105に挿入された横断面が十字状の制御棒CRと向かい合うように配置される。チャンネルボックス7は、チャンネルファスナ(図示せず)によって上部タイプレート5に取り付けられる。チャンネルファスナは、燃料集合体1が炉心105に装荷されたとき、制御棒CRが燃料集合体1の相互間に挿入できるように、燃料集合体1の相互間に必要な幅の間隙を保持する機能を有する。このため、チャンネルファスナは、制御棒CRと向かい合うコーナーに位置するように、上部タイプレート6に取り付けられている。燃料集合体1の制御棒CRに向かい合うコーナー部は、換言すれば、チャンネルファスナが取り付けられたコーナー部である。各燃料棒2内に充填される各燃料ペレットは、核燃料物質である二酸化ウラン及び酸化プルトニウムを用いて製造され、核分裂性物質であるウラン−235やプルトニウム−239および241等を含んでいる。
図2の上図及び下図に示すように、燃料棒21aの核分裂性プルトニウム富化度は6.1wt%であり、34本の燃料棒21aが燃料集合体1の水平断面内の格子位置に収容されている。また、燃料棒21bの核分裂性プルトニウム富化度は4.2wt%であり、20本の燃料棒21bが燃料集合体1の水平断面内の格子位置に収容されている。燃料棒21cの核分裂性プルトニウム富化度は2.5wt%であり、5本の燃料棒21cが燃料集合体1の水平断面内の格子位置に収容されている。また、部分長燃料棒31aの核分裂性プルトニウム富化度は6.1wt%であり、8本の部分長燃料棒31aが燃料集合体1の水平断面内の格子位置に収容されている。ガドリニア含有燃料棒41は、プルトニウムを含まず、ウラン燃料のみで構成され、ウラン濃縮度は0.2wt%であり、可燃性毒物であるガドリニア(Gd)の濃度は10wt%であり、7本のガドリニア含有燃料棒41が燃料集合体1の水平断面内の格子位置に収容されている。なお、ガドリニア(Gd)の濃度は10wt%に限られるものではなく、例えば、数wt%〜10wt%の範囲内で適宜所望の値とすれば良く、ウラン濃縮度についても0.2wt%に限られるものではない。燃料集合体1の水平断面平均の核分裂性プルトニウム富化度は4.8wt%である。
燃料集合体1の水平断面において、最外周に配される可燃性毒物含有燃料棒であるガドリニア含有燃料棒41の本数をN1、水ロッドWRに隣接して配される可燃性毒物含有燃料棒であるガドリニア含有燃料棒の本数をN2(N2は、0を含む正の整数)とする。この場合、図2の上図では、N1は7本、N2は0本であり、N1>N2の関係にある
また、可燃性毒物含有燃料であって相互に縦及び/又は横に隣接することなく、最外周に配される可燃性毒物含有燃料であるガドリニア含有燃料棒の本数をW0、相互に縦及び/又は横に隣接し最外周に配され、1本の可燃性毒物含有燃料棒のみと隣接する可燃性毒物含有燃料であるガドリニア含有燃料棒の本数をW1、相互に縦及び/又は横に隣接し最外周に配され、2本の可燃性毒物含有燃料棒と隣接する可燃性毒物含有燃料棒であるガドリニア含有燃料棒の本数をW2(W2は、0を含む正の整数)とする。この場合、図2の上図では、W0は3本、W1は4本、W2は0本であり、W2<N2+W0<W1の関係にある。図2の上図に示すように、ガドリニア含有燃料棒41を配することで、上述の図10に示したように、燃料の無限増倍率の変化を線形化することができると共に、燃料集合体1の水平断面平均の核分裂性プルトニウム富化度は4.8wt%であることから、MOX燃料の平均核分裂性プルトニウム富化度を増大できる。
以上の通り、本実施例によれば、MOX燃料の平均核分裂性プルトニウム富化度を増大しつつ、燃料の無限増倍率の変化を線形化でき余剰反応度の平坦化が可能となる。
図4は、本発明の他の実施例に係る実施例2の燃料集合体の水平断面図及び各燃料棒の濃縮度並びに可燃性毒物の添加を示す図である。本実施例では、燃料棒内の核分裂性プルトニウム富化度及び可燃性毒物含有燃料であるガドリニア含有燃料棒の配置位置が実施例1と異なる。その他の点は実施例1と同様であり、以下では実施例1と重複する説明を省略する。
図4の上図に示すように、本実施例の燃料集合体1aでは、燃料集合体1aの水平断面において、チャンネルボックス7内に形成される9行9列の正方格子に、燃料棒22a〜22d、部分長燃料棒32a、部分長燃料棒32b、水ロッドWR、及び可燃性毒物であるガドリニアを含有した燃料棒であるガドリニア含有燃料棒42が配されている。燃料集合体1aの水平断面(横断面)の中央部には、燃料棒を4本配置可能な領域を占有する横断面積を有する水ロッドWRが2本配されている。水ロッドWRは、少なくとも2本の燃料棒が配置可能な領域を占有する横断面積を有する太径水ロッドである。本実施例における燃料棒に核分裂性ウランを含む燃料ペレットが装填された領域の長さ、すなわち、本実施例の燃料有効長は3.7mである。
図4の上図及び下図に示すように、燃料棒22aの核分裂性プルトニウム富化度は9.3wt%であり、32本の燃料棒22aが燃料集合体1aの水平断面内の格子位置に収容されている。また、燃料棒22bの核分裂性プルトニウム富化度は6.5wt%であり、21本の燃料棒22bが燃料集合体1aの水平断面内の格子位置に収容されている。燃料棒22cの核分裂性プルトニウム富化度は3.0wt%であり、1本の燃料棒22cが燃料集合体1aの水平断面内の格子位置に収容されている。燃料棒22dの核分裂性プルトニウム富化度は5.5wt%であり、2本の燃料棒22dが燃料集合体1aの水平断面内の格子位置に収容されている。また、部分長燃料棒32aの核分裂性プルトニウム富化度は8.0wt%であり、4本の部分長燃料棒32aが燃料集合体1aの水平断面内の格子位置に収容されている。部分長燃料棒32bの核分裂性プルトニウム富化度は9.3wt%であり、4本の部分長燃料棒32bが燃料集合体1aの水平断面内の格子位置に収容されている。ガドリニア含有燃料棒42は、プルトニウムを含まず、ウラン燃料のみで構成され、ウラン濃縮度は0.2wt%であり、可燃性毒物であるガドリニア(Gd)の濃度は10wt%であり、10本のガドリニア含有燃料棒42が燃料集合体1aの水平断面内の格子位置に収容されている。なお、ガドリニア(Gd)の濃度は10wt%に限られるものではなく、例えば、数wt%〜10wt%の範囲内で適宜所望の値とすれば良く、ウラン濃縮度についても0.2wt%に限られるものではない。燃料集合体1aの水平断面平均の核分裂性プルトニウム富化度は6.8wt%である。
図4の上図に示すように、燃料集合体1aの水平断面において、最外周に配される可燃性毒物含有燃料棒であるガドリニア含有燃料棒42の本数(N1)は9本、水ロッドWRに隣接して配される可燃性毒物含有燃料棒であるガドリニア含有燃料棒42の本数(N2)は1本であり、N1>N2である。また、可燃性毒物含有燃料であって相互に縦及び/又は横に隣接することなく、最外周に配される可燃性毒物含有燃料であるガドリニア含有燃料棒の本数(W0)は2本、相互に縦及び/又は横に隣接し最外周に配され、1本の可燃性毒物含有燃料棒のみと隣接する可燃性毒物含有燃料であるガドリニア含有燃料棒の本数(W1)は6本、相互に縦及び/又は横に隣接し最外周に配され、2本の可燃性毒物含有燃料棒と隣接する可燃性毒物含有燃料棒であるガドリニア含有燃料棒の本数(W2)は1本であり、W2<N2+W0<W1である。図4の上図に示すように、ガドリニア含有燃料棒42を配することで、上述の図10に示したように、燃料の無限増倍率の変化を線形化することができると共に、燃料集合体1aの水平断面平均の核分裂性プルトニウム富化度は6.8wt%であることから、MOX燃料の平均核分裂性プルトニウム富化度を増大できる。
以上の通り、本実施例によれば、実施例1の効果に加え、実施例1に比べて更に平均核分裂性プルトニウム富化度を向上できる。
図5は、本発明の他の実施例に係る実施例3の燃料集合体の水平断面図及び各燃料棒の濃縮度並びに可燃性毒物の添加を示す図である。本実施例では、燃料棒内の核分裂性プルトニウム富化度及び可燃性毒物含有燃料であるガドリニア含有燃料棒の配置位置が実施例1と異なる。その他の点は実施例1と同様であり、以下では実施例1と重複する説明を省略する。
図5の上図に示すように、本実施例の燃料集合体1bでは、燃料集合体1bの水平断面において、チャンネルボックス7内に形成される9行9列の正方格子に、燃料棒23a〜23c、部分長燃料棒33a〜33c、水ロッドWR、及び可燃性毒物であるガドリニアを含有した燃料棒であるガドリニア含有燃料棒43が配されている。燃料集合体1bの水平断面(横断面)の中央部には、燃料棒を4本配置可能な領域を占有する横断面積を有する水ロッドWRが2本配されている。水ロッドWRは、少なくとも2本の燃料棒が配置可能な領域を占有する横断面積を有する太径水ロッドである。本実施例における燃料棒に核分裂性ウランを含む燃料ペレットが装填された領域の長さ、すなわち、本実施例の燃料有効長は3.7mである。
図5の上図及び下図に示すように、燃料棒23aの核分裂性プルトニウム富化度は10.9wt%であり、32本の燃料棒23aが燃料集合体1bの水平断面内の格子位置に収容されている。また、燃料棒23bの核分裂性プルトニウム富化度は7.5wt%であり、20本の燃料棒23bが燃料集合体1bの水平断面内の格子位置に収容されている。燃料棒23cの核分裂性プルトニウム富化度は2.5wt%であり、1本の燃料棒23cが燃料集合体1bの水平断面内の格子位置に収容されている。部分長燃料棒33aの核分裂性プルトニウム富化度は10.0wt%であり、3本の部分長燃料棒33aが燃料集合体1bの水平断面内の格子位置に収容されている。また、部分長燃料棒33bの核分裂性プルトニウム富化度は10.9wt%であり、4本の部分長燃料棒33bが燃料集合体1bの水平断面内の格子位置に収容されている。部分長燃料棒33cはガドリニア含有燃料棒であり、ウラン濃縮度は0.2wt%、ガドリニア濃度は10wt%であり、1本の部分長燃料棒33cが燃料集合体1bの水平断面内の格子位置に収容されている。ガドリニア含有燃料棒43は、プルトニウムを含まず、ウラン燃料のみで構成され、ウラン濃縮度は0.2wt%であり、可燃性毒物であるガドリニア(Gd)の濃度は10wt%であり、13本のガドリニア含有燃料棒43が燃料集合体1bの水平断面内の格子位置に収容されている。なお、ガドリニア(Gd)の濃度は10wt%に限られるものではなく、例えば、数wt%〜10wt%の範囲内で適宜所望の値とすれば良く、ウラン濃縮度についても0.2wt%に限られるものではない。燃料集合体1bの水平断面平均の核分裂性プルトニウム富化度は7.8wt%である。
図5の上図に示すように、燃料集合体1bの水平断面において、最外周に配される可燃性毒物含有燃料棒であるガドリニア含有燃料棒43の本数(N1)は11本、水ロッドWRに隣接して配される可燃性毒物含有燃料棒であるガドリニア含有燃料棒43の本数(N2)は2本であり、N1>N2である。また、可燃性毒物含有燃料であって相互に縦及び/又は横に隣接することなく、最外周に配される可燃性毒物含有燃料であるガドリニア含有燃料棒の本数(W0)は2本、相互に縦及び/又は横に隣接し最外周に配され、1本の可燃性毒物含有燃料棒のみと隣接する可燃性毒物含有燃料であるガドリニア含有燃料棒の本数(W1)は6本、相互に縦及び/又は横に隣接し最外周に配され、2本の可燃性毒物含有燃料棒と隣接する可燃性毒物含有燃料棒であるガドリニア含有燃料棒の本数(W2)は3本であり、W2<N2+W0<W1である。図5の上図に示すように、ガドリニア含有燃料棒42を配することで、上述の図10に示したように、燃料の無限増倍率の変化を線形化することができると共に、燃料集合体1bの水平断面平均の核分裂性プルトニウム富化度は7.8wt%であることから、MOX燃料の平均核分裂性プルトニウム富化度を増大できる。
以上の本実施例によれば、実施例1の効果に加え、実施例1及び実施例2に比べて更に平均核分裂性プルトニウム富化度を向上できる。
図6は、本発明の他の実施例に係る実施例4の燃料集合体の水平断面図及び各燃料棒の濃縮度並びに可燃性毒物の添加を示す図である。本実施例では、正方格子状に配列される燃料棒を10×10配列とした点が実施例2と異なる。
図6の上図に示すように、本実施例の燃料集合体1dでは、燃料集合体1dの水平断面において、チャンネルボックス7内に形成される10行10列の正方格子に、燃料棒24a〜24d、部分長燃料棒34a、部分長燃料棒34b、水ロッドWR、及び可燃性毒物であるガドリニアを含有した燃料棒であるガドリニア含有燃料棒44が配されている。燃料集合体1dの水平断面(横断面)の中央部には、燃料棒を4本配置可能な領域を占有する横断面積を有する水ロッドWRが2本配されている。水ロッドWRは、少なくとも2本の燃料棒が配置可能な領域を占有する横断面積を有する太径水ロッドである。本実施例における燃料棒に核分裂性ウランを含む燃料ペレットが装填された領域の長さ、すなわち、本実施例の燃料有効長は3.7mである。
図6の上図及び下図に示すように、燃料棒24aの核分裂性プルトニウム富化度は9.3wt%であり、40本の燃料棒24aが燃料集合体1dの水平断面内の格子位置に収容されている。また、燃料棒24bの核分裂性プルトニウム富化度は6.5wt%であり、24本の燃料棒24bが燃料集合体1dの水平断面内の格子位置に収容されている。燃料棒24cの核分裂性プルトニウム富化度は3.0wt%であり、1本の燃料棒24cが燃料集合体1dの水平断面内の格子位置に収容されている。燃料棒24dの核分裂性プルトニウム富化度は5.5wt%であり、2本の燃料棒24dが燃料集合体1dの水平断面内の格子位置に収容されている。また、部分長燃料棒34aの核分裂性プルトニウム富化度は8.0wt%であり、8本の部分長燃料棒34aが燃料集合体1dの水平断面内の格子位置に収容されている。部分長燃料棒34bの核分裂性プルトニウム富化度は9.3wt%であり、6本の部分長燃料棒34bが燃料集合体1dの水平断面内の格子位置に収容されている。ガドリニア含有燃料棒44は、プルトニウムを含まず、ウラン燃料のみで構成され、ウラン濃縮度は0.2wt%であり、可燃性毒物であるガドリニア(Gd)の濃度は10wt%であり、11本のガドリニア含有燃料棒44が燃料集合体1dの水平断面内の格子位置に収容されている。なお、ガドリニア(Gd)の濃度は10wt%に限られるものではなく、例えば、数wt%〜10wt%の範囲内で適宜所望の値とすれば良く、ウラン濃縮度についても0.2wt%に限られるものではない。燃料集合体1dの水平断面平均の核分裂性プルトニウム富化度は7.2wt%である。
図6の上図に示すように、燃料集合体1dの水平断面において、最外周に配される可燃性毒物含有燃料棒であるガドリニア含有燃料棒44の本数(N1)は9本、水ロッドWRに隣接して配される可燃性毒物含有燃料棒であるガドリニア含有燃料棒44の本数(N2)は2本であり、N1>N2である。また、可燃性毒物含有燃料であって相互に縦及び/又は横に隣接することなく、最外周に配される可燃性毒物含有燃料であるガドリニア含有燃料棒の本数(W0)は2本、相互に縦及び/又は横に隣接し最外周に配され、1本の可燃性毒物含有燃料棒のみと隣接する可燃性毒物含有燃料であるガドリニア含有燃料棒の本数(W1)は6本、相互に縦及び/又は横に隣接し最外周に配され、2本の可燃性毒物含有燃料棒と隣接する可燃性毒物含有燃料棒であるガドリニア含有燃料棒の本数(W2)は1本であり、W2<N2+W0<W1である。図6の上図に示すように、ガドリニア含有燃料棒42を配することで、上述の図10に示したように、燃料の無限増倍率の変化を線形化することができると共に、燃料集合体1dの水平断面平均の核分裂性プルトニウム富化度は7.2wt%であることから、MOX燃料の平均核分裂性プルトニウム富化度を増大できる。
以上の通り、本実施例によれば、実施例2の効果に加え、実施例2に比べて更に平均核分裂性プルトニウム富化度を向上できる。また、燃料集合体1d内の燃料棒数が増えることで、燃料棒1本あたりの平均出力が下がるため、除熱が容易となり、実施例2に比べて熱的余裕を向上できる。
なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の実施例の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。
1,1a,1b,1d・・・燃料集合体
2,21a〜21c,22a〜22d,23a〜23c,24a〜24d・・・燃料棒,3,31a,32a,32b,33a,33b,34a,34b・・・部分長燃料棒,4,41,42,43,44・・・ガドリニア含有燃料棒,5・・・上部タイプレート,6・・・下部タイプレート,7・・・チャンネルボックス,8・・・スペーサ,WR・・・水ロッド,102…炉心シュラウド,103…原子炉圧力容器,104…ダウンカマ,105…炉心,106…気水分離器,107…蒸気乾燥器,108…主蒸気管,109…給水配管,115…インターナルポンプ,122…下部プレナム

Claims (14)

  1. 少なくとも、プルトニウムを含み可燃性毒物を含まない第1燃料棒と、ウラン及び可燃性毒物を含みプルトニウムを含まない第2燃料棒と、水ロッドと、これらを束ねて収容する水平断面が四角形状のチャンネルボックスと、を備え、
    前記第2燃料棒は、水平断面内における燃料棒配列のうち、最外周及び/又は水ロッドに隣接して配され、
    最外周に配される前記第2燃料棒数をN1、水ロッドに隣接して配される第2燃料棒数をN2としたとき、N2<N1(N2は、0を含む正の整数)であり、
    最外周に配される前記第2燃料棒のうち、相互に水平断面内で縦及び/又は横に隣接することなく配される第2燃料棒数をW0、相互に水平断面内で縦及び/又は横に1本のみの第2燃料棒と隣接し配される第2燃料棒数をW1、相互に水平断面内で縦及び/又は横に2本の第2燃料棒と隣接し配される第2燃料棒数をW2としたとき、W2<N2+W0<W1(W2は、0を含む正の整数)であることを特徴とする燃料集合体。
  2. 請求項1に記載の燃料集合体において、
    前記水平断面における平均の核分裂性プルトニウム富化度が4.0wt%以上7.8wt%以下であることを特徴とする燃料集合体。
  3. 請求項2に記載の燃料集合体において、
    前記相互に水平断面内で縦及び/又は横に2本の第2燃料棒と隣接し配される第2燃料棒は、前記チャンネルボックスの角部に配されることを特徴とする燃料集合体。
  4. 請求項2に記載の燃料集合体において、
    前記第2燃料棒に含まれる可燃性毒物はガドリニアであることを特徴とする燃料集合体。
  5. 請求項3に記載の燃料集合体において、
    前記第2燃料棒に含まれる可燃性毒物はガドリニアであることを特徴とする燃料集合体。
  6. 請求項4に記載の燃料集合体において、
    前記燃料集合体は、9行9列の燃料格子配列を備え、
    前記第1燃料棒は、核分裂性プルトニウム富化度が6.1wt%の34本の燃料棒、核分裂性プルトニウム富化度が4.2wt%の20本の燃料棒、核分裂性プルトニウム富化度が2.5wt%の5本の燃料棒、及び核分裂性プルトニウム富化度が6.1wt%の8本の部分長燃料棒を有することを特徴とする燃料集合体。
  7. 請求項4に記載の燃料集合体において、
    前記燃料集合体は、9行9列の燃料格子配列を備え、
    前記第1燃料棒は、核分裂性プルトニウム富化度が9.3wt%の32本の燃料棒、核分裂性プルトニウム富化度が6.5wt%の21本の燃料棒、核分裂性プルトニウム富化度が3.0wt%の1本の燃料棒、核分裂性プルトニウム富化度が5.5wt%の2本の燃料棒、核分裂性プルトニウム富化度が8.0wt%の4本の部分長燃料棒、及び核分裂性プルトニウム富化度が9.3wt%の4本の部分長燃料棒を有することを特徴とする燃料集合体。
  8. 請求項4に記載の燃料集合体において、
    前記燃料集合体は、9行9列の燃料格子配列を備え、
    前記第1燃料棒は、核分裂性プルトニウム富化度が10.9wt%の32本の燃料棒、核分裂性プルトニウム富化度が7.5wt%の20本の燃料棒、核分裂性プルトニウム富化度が2.5wt%の1本の燃料棒、核分裂性プルトニウム富化度が10.0wt%の3本の部分長燃料棒、及び核分裂性プルトニウム富化度が10.9wt%の4本の部分長燃料棒を有することを特徴とする燃料集合体。
  9. 請求項4に記載の燃料集合体において、
    前記燃料集合体は、10行10列の燃料格子配列を備え、
    前記第1燃料棒は、核分裂性プルトニウム富化度が9.3wt%の40本の燃料棒、核分裂性プルトニウム富化度が6.5wt%の24本の燃料棒、核分裂性プルトニウム富化度が3.0wt%の1本の燃料棒、核分裂性プルトニウム富化度が5.5wt%の2本の燃料棒、核分裂性プルトニウム富化度が8.0wt%の8本の部分長燃料棒、及び核分裂性プルトニウム富化度が9.3wt%の6本の部分長燃料棒を有することを特徴とする燃料集合体。
  10. 複数の燃料集合体を装荷する原子炉の炉心であって、
    前記燃料集合体は、少なくとも、プルトニウムを含み可燃性毒物を含まない第1燃料棒と、ウラン及び可燃性毒物を含みプルトニウムを含まない第2燃料棒と、水ロッドと、これらを束ねて収容する水平断面が四角形状のチャンネルボックスと、を備え、
    前記第2燃料棒は、水平断面内における燃料棒配列のうち、最外周及び/又は水ロッドに隣接して配され、
    最外周に配される前記第2燃料棒数をN1、水ロッドに隣接して配される第2燃料棒数をN2としたとき、N2<N1(N2は、0を含む正の整数)であり、
    最外周に配される前記第2燃料棒のうち、相互に水平断面内で縦及び/又は横に隣接することなく配される第2燃料棒数をW0、相互に水平断面内で縦及び/又は横に1本のみの第2燃料棒と隣接し配される第2燃料棒数をW1、相互に水平断面内で縦及び/又は横に2本の第2燃料棒と隣接し配される第2燃料棒数をW2としたとき、W2<N2+W0<W1(W2は、0を含む正の整数)であることを特徴とする炉心。
  11. 請求項10に記載の炉心において、
    前記水平断面における平均の核分裂性プルトニウム富化度が4.0wt%以上7.8wt%以下であることを特徴とする炉心。
  12. 請求項11に記載の炉心において、
    前記相互に水平断面内で縦及び/又は横に2本の第2燃料棒と隣接し配される第2燃料棒は、前記チャンネルボックスの角部に配されることを特徴とする炉心。
  13. 請求項11に記載の炉心において、
    前記第2燃料棒に含まれる可燃性毒物はガドリニアであることを特徴とする炉心。
  14. 請求項12に記載の炉心において、
    前記第2燃料棒に含まれる可燃性毒物はガドリニアであることを特徴とする炉心。
JP2018501453A 2016-02-23 2016-02-23 燃料集合体及びそれを装荷する炉心 Expired - Fee Related JP6577131B2 (ja)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PCT/JP2016/055280 WO2017145268A1 (ja) 2016-02-23 2016-02-23 燃料集合体及びそれを装荷する炉心

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPWO2017145268A1 JPWO2017145268A1 (ja) 2018-11-29
JP6577131B2 true JP6577131B2 (ja) 2019-09-18

Family

ID=59684833

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2018501453A Expired - Fee Related JP6577131B2 (ja) 2016-02-23 2016-02-23 燃料集合体及びそれを装荷する炉心

Country Status (4)

Country Link
US (1) US10957457B2 (ja)
EP (1) EP3422359B1 (ja)
JP (1) JP6577131B2 (ja)
WO (1) WO2017145268A1 (ja)

Family Cites Families (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5946587A (ja) * 1982-09-08 1984-03-15 株式会社東芝 燃料集合体
JPH10206582A (ja) * 1996-11-21 1998-08-07 Hitachi Ltd 燃料集合体
JPH10221474A (ja) * 1996-12-06 1998-08-21 Hitachi Ltd 燃料集合体
JP4023758B2 (ja) * 1998-06-23 2007-12-19 株式会社東芝 原子炉の燃料集合体及び炉心
JP4046870B2 (ja) * 1998-10-07 2008-02-13 株式会社日立製作所 Mox燃料集合体
JP2000180575A (ja) * 1998-12-14 2000-06-30 Nuclear Fuel Ind Ltd 沸騰水型原子炉用燃料集合体及びそれを用いた炉心
JP2000180574A (ja) * 1998-12-14 2000-06-30 Nuclear Fuel Ind Ltd 沸騰水型原子炉用燃料集合体及びそれを用いた炉心
JP4368056B2 (ja) * 2000-12-19 2009-11-18 原子燃料工業株式会社 沸騰水型原子炉用燃料集合体
JP2002189095A (ja) * 2000-12-21 2002-07-05 Nuclear Fuel Ind Ltd 沸騰水型原子炉用燃料集合体
JP2004361179A (ja) * 2003-06-03 2004-12-24 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 沸騰水型原子炉の炉心および燃料集合体
US20060269036A1 (en) * 2003-06-30 2006-11-30 Yasushi Hanayama Mox fuel assembly for pressurized water reactors
JP4812793B2 (ja) * 2007-12-13 2011-11-09 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 燃料集合体
US20090196391A1 (en) * 2008-02-06 2009-08-06 Junichi Miwa Core of a Boiling Water Reactor
EP2088600A1 (en) * 2008-02-07 2009-08-12 Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Core of a boiling water reactor
JP4496272B2 (ja) * 2009-03-30 2010-07-07 株式会社東芝 燃料集合体

Also Published As

Publication number Publication date
US10957457B2 (en) 2021-03-23
EP3422359A4 (en) 2019-10-02
EP3422359B1 (en) 2020-05-20
EP3422359A1 (en) 2019-01-02
US20190051421A1 (en) 2019-02-14
WO2017145268A1 (ja) 2017-08-31
JPWO2017145268A1 (ja) 2018-11-29

Similar Documents

Publication Publication Date Title
WO2018074341A1 (ja) 燃料集合体及びそれを装荷する沸騰水型原子炉の炉心
EP2088600A1 (en) Core of a boiling water reactor
US20090196392A1 (en) Core Of A Boiling Water Reactor
JP2008045874A (ja) 沸騰水型軽水炉炉心
JP2018128445A (ja) 軽水炉用燃料集合体、軽水炉炉心設計方法および軽水炉用燃料集合体設計方法
JP2018071997A (ja) 高速炉の炉心
JP6577131B2 (ja) 燃料集合体及びそれを装荷する炉心
US20200194132A1 (en) Fuel Loading Method and Reactor Core
EP3547329B1 (en) Fuel assembly
JP4558477B2 (ja) 沸騰水型原子炉の燃料集合体
JP6588155B2 (ja) 燃料集合体及びそれを装荷する原子炉の炉心
JP2006064678A (ja) 原子炉の燃料集合体配置方法、燃料棒および燃料集合体
JP3339768B2 (ja) 軽水型原子炉炉心
JP7437258B2 (ja) 燃料集合体
JP7168528B2 (ja) 燃料集合体
JP4351798B2 (ja) 燃料集合体および原子炉
JP6621610B2 (ja) 沸騰水型原子炉の初装荷炉心
JPH03128482A (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体
JP2022177385A (ja) 燃料装荷方法および炉心
JP5592593B2 (ja) 燃料集合体
JPH04204291A (ja) 原子炉用燃料集合体
JP2001083271A (ja) Mox燃料集合体及び原子炉の炉心並びに原子炉の運転方法
JPH10268076A (ja) 燃料集合体
JP2004219225A (ja) 沸騰水型原子炉の炉心
JP2015090328A (ja) 燃料集合体および炉心

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20180801

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20190604

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20190718

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20190730

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20190821

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 6577131

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

LAPS Cancellation because of no payment of annual fees