JPH0378954B2 - - Google Patents
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- JPH0378954B2 JPH0378954B2 JP60081780A JP8178085A JPH0378954B2 JP H0378954 B2 JPH0378954 B2 JP H0378954B2 JP 60081780 A JP60081780 A JP 60081780A JP 8178085 A JP8178085 A JP 8178085A JP H0378954 B2 JPH0378954 B2 JP H0378954B2
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Classifications
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Description
［発明の利用分野］
本発明は、燃料集合体および、この燃料集合体
を炉心に装荷した原子炉に関する。
［発明の目的］
本発明は、燃料経済性の向上をはかつた燃料集
合体及び原子炉を提供することにある。
［発明の概要］
上記の目的を達成することにより、本発明の燃
料集合体及び本原子炉が、従来燃料とほぼ同じ平
均濃縮度で、従来よりも約10％多くのエネルギー
を取出すことができる。これにより発電費と低減
できるとともに使用済燃料発生量や、再処理量を
低減できる。
本発明の燃料集合体及び原子炉では、上記の目
的である燃料経済性向上をはかるために、以下の
手法を用いた。
Ｉ 燃料集合体
本発明の燃料集合体は、以下に示す(1)、(2)及
び(3)の概念を用いている。
(1) ３領域の濃縮ウラン領域の軸方向濃縮度分
布
炉心の軸方向での上下端部あるいは半径方
向での周辺部では、出力が低く逆に軸方向あ
るいは半径方向の中央部付近では出力が高く
なる。前者の低出力部のＵ−235の量を減ら
して後者の高出力部のＵ−235を増すことに
より、中性子の利用率を向上させることがで
きる。このようなＵ−235の分布によつて出
力ピーキングが増加することになり、いわば
出力ピーキングの余裕を燃料経済性にふり向
けることが可能になる。本方法を活用するた
めには出力ピーキングの余裕が必要である。
本発明の燃料集合体は、その出力ピーキング
の余裕を、軸方向の濃縮度分布を用いて軸方
向の出力分布を平坦化することによつて得て
いる。すなわち、本発明の燃料集合体は、燃
料集合体の上部領域の平均濃縮度を下部領域
のそれよりも大きくすることによつて燃料集
合体の軸方向の出力分布を平坦化し、出力ピ
ーキングを下げている。このようにして、本
発明の燃料集合体は、出力ピーキングの余裕
を得ている。上記の燃料集合体の軸方向の出
力分布平坦化の事例は、特公昭58−29878号
公報に示されている。本発明の燃料集合体
は、濃縮ウランを充填した領域の濃縮度分布
が第３図Ａに示すように三領域（すなわち一
つの高濃縮度領域及び二つの低濃縮度領域）
になつている。二つの低濃縮度領域は、高濃
縮度領域を挟んでその上下に配置されてい
る。上部の低濃縮度領域は、後述する可燃性
毒物の軸方向分布による炉停止余裕の減少を
補償するために設けられている。本発明の燃
料集合体の軸方向濃縮度分布は、後述する天
然ウラン領域を除いて三領域になつている。
上下の低濃縮度領域は、両者の濃縮度分布や
平均濃縮度をできるだけ同一にし、製造上の
適宜を図ることが望ましい。
本発明の燃料集合体は、出力ピーキングの
余裕を利用した燃料経済性向上の具体策の１
つとして燃料集合体の上端部及び下端部の少
なくとも一方に天然ウランブラケツトを設け
ている。効果的に燃料経済性を向上させるた
めには、天然ウランブランケツトは、燃料集
合体の上下端部に設けるとよい。第３図Ａ
は、上下端部に天然ウランブランケツトを配
置したものである。
出力の低い燃料集合体の端部（例えば、上
下端部）は、濃縮ウランから天然ウランに変
えて天然ウランブランケツトにする。端部を
天然ウランブランケツトにした分だけ出力の
高い軸方向の中央部の濃縮度を高める。この
ように構成された本発明の燃料集合体は同じ
平均濃縮度であつて軸方向の濃縮度が一様な
燃料集合体に比べて反応度利得を得ることが
できる。この方法は又、炉心上下端部での中
性子束を減少させることにより、炉心からの
中性子の漏れを減少させ炉心の反応度利得を
得ることができる。
燃料集合体の軸方向の出力ピーキングは、
端部に天然ウランブランケツトを設けること
によつて大きくなる。この軸方向の出力ピー
キングを増大させる度合いは、前述した軸方
向の濃縮度分布による出力ピーキングの減少
量内に抑えられている。これによつて、燃料
集合体に課せられた熱的な運転制限値を守つ
て原子炉を運転することができる。
本発明の燃料集合体の軸方向出力分布を好
適に平坦化できるのは、濃縮ウラン領域の最
下部の低濃縮度領域である最下部領域と濃縮
ウラン領域の高濃縮度領域である中央部領域
との境界の位置を、燃料集合体の燃料物質充
填領域の下端からその燃料物質充填領域の軸
方向長さの1/3〜7/12の範囲に配置した時で
ある。本発明の燃料集合体は、濃縮ウラン領
域の中央部領域より上方の平均濃縮度が濃縮
ウラン領域の最下部領域より下方の平均濃縮
度よりも大きい。
天然ウランブランケツトの軸方向長さによ
る燃料経済性（取出燃焼度）の改善度合を、
第１３図に示す。第１３図の（ ）内の分数
の分子の数字ｎは、燃料物質充填領域の上端
部に設けられた天然ウランブランケツトの軸
方向の長さ、すなわちノード数を示してい
る。燃料物質充填領域の軸方向全長が24ノー
ドである。例えば、ｎ＝１は、燃料物質充填
領域の上端部にある天然ウランブランケツト
の軸方向長さが１ノード、すなわち燃料物質
充填領域の軸方向長さの1/24であることを示
している。第１３図の（ ）内の分数の分母
の数時n2は、燃料物質充填領域の下端部に設
けられた天然ウランブランケツトの軸方向長
さ（ノード数）を示している。上下端部の天
然ウランブランケツトの軸方向長さが増大す
る程、軸方向の出力ピーキングの増加率が増
大する。燃料経済性の改善率は、軸方向長さ
１／２４の天然ウランブランケツトを燃料物質充
填領域の上端部に設けた場合が最も大きく、
次いて軸方向長さ1/24の天然ウランブランケ
ツトを燃料物質充填領域の下端部に設けた場
合、軸方向長さ1/12の天然ブランケツトを上
端部に設けた場合、軸方向長さ1/12の天然ウ
ランブランケツトを下端部に設けた場合の順
にだんだん低下する。燃料経済性の改善率
は、燃料充填領域の上下端部とも軸方向長さ
が燃料充填領域の軸方向長さの1/12より大き
くなるとあまり増加しなくなる。従つて、天
然ウランブランケツトの長さは、燃料充填領
域の軸方向長さの1/24〜1/12の範囲が最も燃
料経済性を改善できる。
(2) 濃縮ウラン領域における２領域又は３領域
の軸方向可燃性毒物分布
炉心の余剰反応度を制御する可燃性毒物
（例えばガドリニア）は、出力の低い場所や
中性子スペクトルの硬い場所では予定した運
転期間内に燃え尽きずに残留する場合があ
る。このような場合には反応度の損失を伴う
ため、低出力部での可燃性毒物の残留量を減
少させるようあらかじめ低濃度にしておくこ
とにより、反応度損失を防ぐことができる。
沸騰水型軽水炉（以下BWRという）で
は、炉心の上端部付近において低出力である
ことと蒸気泡（ボイド）の発生量が多いこと
から中性子スペクトルが、硬くなり、他の部
分に比べると可燃性毒物の残留が多い。従つ
て、この炉心上端部付近に位置する燃料集合
体の上端部付近における軸方向単位長さ当り
の可燃性毒物の含有量を、軸方向の他の部分
における軸方向単位長さ当りのその含有量よ
りもあらかじめ減らしておくことにより、反
応度利得を得て、燃料経済性を向上させるこ
とができる。第３図Ｂに本発明の燃料集合体
における軸方向の可燃性毒物分布を示す。本
発明の燃料集合体では、濃縮ウラン領域の上
端部における軸方向単位長さ当りの可燃性毒
物の含有量が、濃縮ウラン領域の他の領域の
それよりも少なくなつている。本発明の燃料
集合体は、濃縮ウラン領域にのみ可燃性毒物
が混入している。
燃料集合体上端部付近における軸方向単位
長さ当りの可燃性毒物の含有量の減少は、
BWRの炉停止余裕を減少させる方向であ
る。すなわち炉心上端部付近の低出力部は、
燃料物質（特に核分裂性物質）の燃焼も他に
比べ遅いことからＵ−235の燃え残りが多い
上に、中性子スペクトルが硬いためにPuの
生成も他の部分（例えば炉心下部）に比べて
即進されるので、冷温時には中性子束がピー
クとなる。このため、燃料集合体上端部付近
における軸方向単位長さ当りの可燃性毒物量
の減少は、出力ピークが燃料集合体の中央部
あるいは下部に生ずる出力運転時の特性には
影響が少ないが、BWRの運転が停止された
冷温時にはその影響が強調されることとな
る。
燃料集合体上端部付近の可燃性毒物量減少
による炉停止余裕の減少を補償するため、本
発明の燃料集合体では、可燃性毒物量を減少
させた領域の濃縮度を低くする方法を採用し
ている。従つて、濃縮ウラン領域で軸方向単
位長さ当りの可燃性毒物の含有量を減少させ
た領域と濃縮ウラン領域の最上部の低濃縮度
領域とのレベルは一致させておくことが必要
である。
濃縮ウラン領域上端部の軸方向単位長さ当
りの可燃性毒物の含有量の少ない領域の軸方
向長さは、燃料物質充填領域の軸方向長さの
３／２４〜5/24の範囲にすることが望しい。これ
は、第１４図の特性から明らかである。第１
４図は可燃性毒物としてガドリニアを用いた
場合の上記可燃性毒物の低含有領域の軸方向
長さと燃料経済性改善率との関係を示したも
のである。この低含有領域の軸方向長さが燃
料物質充填領域の軸方向長さの3/24より短か
くなると燃料経済性改善率が急激に低下し、
低含有領域の軸方向長さが燃料物質の軸方向
長さの5/24より大きくなつても燃料経済性改
善率がほとんど増加しない。従つて、上記可
燃性毒物の低含有領域の軸方向長さは、前述
の3/24〜5/24の範囲にするとよい。濃縮ウラ
ン領域の最上部の低濃縮度領域の軸方向長さ
も、燃料物質充填領域の軸方向の長さの3/24
〜5/24の範囲にすることが望しい。
燃料集合体の軸方向の出力分布平坦化のた
めに、軸方向の濃縮度分布と併せて可燃性毒
物を軸方向に分布させる場合がある。可燃性
毒物の分布による軸方向の出力分布の平坦化
に当つては、特公昭58−23913号公報に示す
ように、燃料集合体上部の可燃性毒物の量を
下部のより減らす軸方向二領域の可燃性毒物
分布を採用することができる。この場合にお
ける本発明の燃料集合体は、濃縮のウラン領
域の上端部に軸方向単位長さ当りの可燃性毒
物の含有量を減少させた領域があるので、軸
方向長さ当りの可燃性毒物の含有量の異なる
領域が天然ウランブランケツトを除いて軸方
向に三領域存在することになる。
(3) 燃料集合体横断面における高利得型濃縮度
分布
燃料集合体横断面内の中性子束分布は、
BWRの場合に水ギヤツプに面した最外周に
配置された燃料棒で最も高く内側の燃料棒で
は低くなる。したがつて、燃料集合体横断面
で最外周に配置された燃料棒の平均濃縮度を
燃料集合体の平均濃縮度よりも高くすること
によつて、中性子利用率を向上させ反応度利
得を得ることができる。
これにより出力ピーキングが増大する。こ
の出力ピーキングの増大は、前述の軸方向濃
縮度分布及び軸方向可燃性毒物分布による出
力ピーキングの減少量内に抑えられている。
原子炉
燃料経済性の向上のみならず、広く発電コス
トの低減のために、炉心内の燃料集合体の配置
として以下の手法を用いている。
(1) 炉心最外周への高燃焼度燃料集合体の装荷
前述（項参照）の出力ピーキングの余裕を
利用した燃料経済性向上の具体策として、炉
心の最外周に高燃焼度の燃料集合体を装荷す
る。すなわち、出力の低い炉心最外周にＵ−
235の減つた高燃焼度の燃料集合体を装荷し、
Ｕ−235の多い新燃料集合体及び低燃焼度の
燃料集合体を炉心中央に装荷する。本発明の
原子炉は、炉心の半径方向の最外周に高燃焼
度の燃料集合体を、炉心の中央部に低燃焼度
の燃料集合体及び新燃料集合体を配置してい
る。これによつて、新燃料集合体を一様に分
散させて配置した炉心に比べて反応度利得を
得ることができる。また、本発明の原子炉
は、炉心の最外周部での中性子束が減少でき
るので、炉心側面からの中性子の漏れを減少
させ炉心の反応度利得を得ることができる。
このような本発明の原子炉は、炉心半径方向
の出力ピーキングが増大する。しかし、本発
明の原子炉は、炉心内に項で述べた燃料集
合体を装荷しているので、前述の炉心半径方
向の出力ピーキングの増加が前述の軸方向濃
縮度分布及び軸方向可燃性毒物分布によつて
生じる出力ピーキングの余裕にて補償でき
る。
(2) 改良シヤツフリング法
予定した運転期間が終ると、炉心から燃焼
の進んだ燃料集合体を取出してその後に未照
射の新燃料集合体が装荷される。この際、出
力分布の平坦化等の理由から取出されずに炉
心内に残つている燃料集合体の位置を替える
操作（燃料シヤツフリングという）を従来炉
心では行つていた。しかし、本発明の炉心で
は、前述した軸方向の濃縮度分布によつて出
力ピーキングに余裕が生じることから、燃料
シヤツフリングを行う必要が無い。但し、
−(1)項で述べた炉心最外周に高燃焼度の燃料
集合体を装荷するために、さらに炉心中央の
数本の制御棒のそれぞれを取囲むコントロー
ルセルに高燃焼度の燃料集合体を装荷するた
めに燃料シヤツフリングを若干行う。
この燃料シヤツフリング実施の際に移動さ
れる高燃焼度の燃料集合体は、炉心中央に装
荷されていた燃料集合体で所定の運転期間を
経過したものである。コントロールセルは、
炉心内に挿入された原子炉出力調整用の制御
棒の周囲を取囲みしかもその制御棒に隣接す
る４体の燃料集合体にて構成される。これら
４体の燃料集合体は、炉心中央に装荷されて
いる他の燃料集合体に比べて反応度が低くな
つている。
(3) 可燃性毒物含有量の異なる二種類の燃料集
合体を装荷
原子炉の運転期間が変動した場合には、当
初の予定より燃料集合体の取替体数が変わ
る。運転期間の変動が大巾な場合、反応度を
調節するために燃料集合体内の可燃性毒物の
含有量を設計変更する必要が生ずることもあ
る。大巾な計画変更に容易に対応できるよう
に、可燃性毒物含有量の異る二種類の燃料集
合体をあらかじめ用意しておき、これらの燃
料集合体の炉心内への装荷比率を変えること
により融通性を拡大できる。これらの二種類
の燃料集合体は、項に示す各用件を満たし
ており、可燃性毒物の含有量が互いに異つて
いる。
可燃性毒物含有量の少ない燃料集合体を出
力の低い炉心周辺近くに多く配置することに
よつて、炉心内における可燃性毒物の残留量
を減少でき、反応度利得を得ることができ
る。しかし、原子炉の運転期間の変動の融通
性が拡大する。可燃性毒物の含有量が多い燃
料集合体は、炉心中央に配置される。
[Field of Application of the Invention] The present invention relates to a fuel assembly and a nuclear reactor in which the fuel assembly is loaded into a reactor core. [Object of the Invention] An object of the present invention is to provide a fuel assembly and a nuclear reactor with improved fuel economy. [Summary of the Invention] By achieving the above object, the fuel assembly and nuclear reactor of the present invention can extract approximately 10% more energy than conventional fuels with approximately the same average enrichment as conventional fuels. . This can reduce power generation costs, as well as the amount of spent fuel generated and the amount of reprocessing. In the fuel assembly and nuclear reactor of the present invention, the following method was used in order to achieve the above objective of improving fuel economy. I Fuel Assembly The fuel assembly of the present invention uses the following concepts (1), (2), and (3). (1) Axial enrichment distribution in the three enriched uranium regions Output is low at the upper and lower axial ends of the core or at the radial periphery, while output is low near the axial or radial center. It gets expensive. By reducing the amount of U-235 in the former low-power section and increasing the amount of U-235 in the latter high-power section, the utilization rate of neutrons can be improved. This distribution of U-235 increases the output peaking, so that it becomes possible to allocate the surplus of the output peaking to fuel economy. In order to utilize this method, a margin for output peaking is required.
The fuel assembly of the present invention obtains a margin for power peaking by flattening the power distribution in the axial direction using the enrichment distribution in the axial direction. That is, the fuel assembly of the present invention flattens the power distribution in the axial direction of the fuel assembly by making the average enrichment in the upper region of the fuel assembly larger than that in the lower region, thereby reducing power peaking. ing. In this way, the fuel assembly of the present invention has a margin for power peaking. An example of flattening the power distribution in the axial direction of the fuel assembly described above is shown in Japanese Patent Publication No. 58-29878. The fuel assembly of the present invention has an enrichment distribution of the region filled with enriched uranium in three regions (i.e., one high enrichment region and two low enrichment regions) as shown in FIG. 3A.
It's getting old. The two low enrichment regions are placed above and below the high enrichment region with the region sandwiched therebetween. The upper low enrichment area is provided to compensate for a reduction in reactor shutdown margin due to the axial distribution of burnable poisons, which will be described later. The axial enrichment distribution of the fuel assembly of the present invention has three regions excluding the natural uranium region described below.
It is desirable for the upper and lower low enrichment regions to have the same enrichment distribution and average enrichment as much as possible for manufacturing purposes. The fuel assembly of the present invention is one of the concrete measures for improving fuel economy by utilizing the output peaking margin.
A natural uranium bracket is provided at least one of the upper and lower ends of the fuel assembly. In order to effectively improve fuel economy, natural uranium blankets may be provided at the upper and lower ends of the fuel assembly. Figure 3A
has natural uranium blankets placed at the top and bottom ends. The ends of the fuel assembly with low output (for example, the upper and lower ends) are made into natural uranium blankets by replacing enriched uranium with natural uranium. By using natural uranium blankets at the ends, the enrichment level in the central part in the axial direction, where the output is high, is increased. The fuel assembly of the present invention configured in this manner can obtain a reactivity gain compared to a fuel assembly having the same average enrichment and uniform enrichment in the axial direction. This method also reduces neutron leakage from the core and provides core reactivity gain by reducing the neutron flux at the upper and lower ends of the core. The axial power peaking of the fuel assembly is
It is made larger by providing natural uranium blankets at the ends. The degree to which the axial output peaking is increased is suppressed within the amount of decrease in the output peaking due to the axial enrichment distribution described above. This allows the reactor to be operated while observing the thermal operating limits imposed on the fuel assembly. The axial power distribution of the fuel assembly of the present invention can be suitably flattened in the lowest region, which is a low enrichment region at the bottom of the enriched uranium region, and in the central region, which is a high enrichment region of the enriched uranium region. This is when the position of the boundary is located within the range of 1/3 to 7/12 of the axial length of the fuel material filling region of the fuel assembly from the lower end of the fuel material filling region. In the fuel assembly of the present invention, the average enrichment above the central region of the enriched uranium region is greater than the average enrichment below the lowest region of the enriched uranium region. The degree of improvement in fuel economy (extraction burn-up) due to the axial length of the natural uranium blanket is
It is shown in FIG. The number n in the numerator of the fraction in parentheses in FIG. 13 indicates the axial length of the natural uranium blanket provided at the upper end of the fuel material filling region, that is, the number of nodes. The total axial length of the fuel material filling region is 24 nodes. For example, n=1 indicates that the axial length of the natural uranium blanket at the upper end of the fuel material filling region is 1 node, or 1/24 of the axial length of the fuel material filling region. . The number n 2 in the denominator of the fraction in parentheses in FIG. 13 indicates the axial length (number of nodes) of the natural uranium blanket provided at the lower end of the fuel material filling region. As the axial length of the natural uranium blanket at the upper and lower ends increases, the rate of increase in axial power peaking increases. The improvement rate of fuel economy is greatest when a natural uranium blanket with an axial length of 1/24 is provided at the upper end of the fuel material filling area.
Next, when a natural uranium blanket with an axial length of 1/24 is provided at the lower end of the fuel material filling region, and when a natural blanket with an axial length of 1/12 is provided at the upper end, the axial length is 1 When a /12 natural uranium blanket is installed at the bottom end, the value gradually decreases. The rate of improvement in fuel economy does not increase much when the axial length of both the upper and lower ends of the fuel filling region becomes larger than 1/12 of the axial length of the fuel filling region. Therefore, the fuel economy can be most improved if the length of the natural uranium blanket ranges from 1/24 to 1/12 of the axial length of the fuel filling region. (2) Axial burnable poison distribution in two or three regions in the enriched uranium region Burnable poisons (e.g. gadolinia) that control the excess reactivity of the reactor core are used in areas with low power or hard neutron spectra during scheduled operation. There are cases where it does not burn out and remains within the period. In such a case, a loss of reactivity accompanies the loss of reactivity, so the loss of reactivity can be prevented by reducing the concentration of burnable poison in advance to reduce the amount of burnable poison remaining in the low output section. In a boiling water reactor (hereinafter referred to as BWR), the neutron spectrum is hard due to low power near the top of the core and a large amount of steam bubbles (voids), making it more flammable than other parts. There is a lot of toxic residue. Therefore, the content of burnable poison per unit length in the axial direction near the upper end of the fuel assembly located near the upper end of the core is calculated as the content per unit length in the axial direction in other parts of the core. By pre-reducing the amount, reactivity gains can be obtained and fuel economy improved. FIG. 3B shows the axial burnable poison distribution in the fuel assembly of the present invention. In the fuel assembly of the present invention, the content of burnable poison per unit length in the axial direction at the upper end of the enriched uranium region is smaller than that in other regions of the enriched uranium region. In the fuel assembly of the present invention, burnable poison is mixed only in the enriched uranium region. The decrease in the content of burnable poisons per unit length in the axial direction near the upper end of the fuel assembly is as follows:
The aim is to reduce the margin for BWR reactor shutdown. In other words, the low power section near the top of the core is
The combustion of fuel materials (especially fissile materials) is slower than other materials, so there is a lot of unburned U-235, and the neutron spectrum is hard, so Pu is produced more quickly than in other parts (for example, the lower part of the reactor core). neutron flux peaks at cold temperatures. Therefore, the reduction in the amount of burnable poison per unit length in the axial direction near the upper end of the fuel assembly has little effect on the characteristics during power operation when the power peak occurs at the center or bottom of the fuel assembly. The effect is accentuated during cold temperatures when BWR operation is stopped. In order to compensate for the decrease in reactor shutdown margin due to the decrease in the amount of burnable poisons near the upper end of the fuel assembly, the fuel assembly of the present invention adopts a method of lowering the enrichment level in the area where the amount of burnable poisons is reduced. ing. Therefore, it is necessary to keep the levels in the enriched uranium region where the content of burnable poisons per unit length in the axial direction is reduced and the low enrichment region at the top of the enriched uranium region to be the same. . The axial length of the region with a low content of burnable poison per axial unit length at the upper end of the enriched uranium region shall be in the range of 3/24 to 5/24 of the axial length of the fuel material filling region. That is desirable. This is clear from the characteristics shown in FIG. 1st
FIG. 4 shows the relationship between the axial length of the low burnable poison content region and the fuel economy improvement rate when gadolinia is used as the burnable poison. When the axial length of this low content region becomes shorter than 3/24 of the axial length of the fuel material filling region, the fuel economy improvement rate sharply decreases.
Even if the axial length of the low content region becomes larger than 5/24 of the axial length of the fuel material, the fuel economy improvement rate hardly increases. Therefore, the axial length of the low burnable poison content region is preferably in the range of 3/24 to 5/24 as described above. The axial length of the low enrichment region at the top of the enriched uranium region is also 3/24 of the axial length of the fuel material filling region.
It is preferable to set it in the range of ~5/24. In order to flatten the power distribution in the axial direction of the fuel assembly, the burnable poison may be distributed in the axial direction together with the axial enrichment distribution. In order to flatten the power distribution in the axial direction due to the distribution of burnable poisons, as shown in Japanese Patent Publication No. 58-23913, two regions in the axial direction are used to reduce the amount of burnable poisons in the upper part of the fuel assembly than in the lower part. Burnable poison distribution can be adopted. In this case, the fuel assembly of the present invention has a region in which the content of burnable poison per unit axial length is reduced at the upper end of the enriched uranium region. There are three regions in the axial direction with different contents of uranium, excluding the natural uranium blanket. (3) High-gain enrichment distribution in the cross section of the fuel assembly The neutron flux distribution in the cross section of the fuel assembly is
In the case of BWR, the fuel rods located on the outermost periphery facing the water gap are highest and the inner fuel rods are lowest. Therefore, by making the average enrichment of the fuel rods arranged at the outermost periphery in the cross section of the fuel assembly higher than the average enrichment of the fuel assembly, the neutron utilization rate can be improved and reactivity gain can be obtained. be able to. This increases output peaking. This increase in output peaking is suppressed within the amount of decrease in output peaking due to the aforementioned axial concentration distribution and axial burnable poison distribution. Nuclear Reactors The following methods are used to arrange fuel assemblies within the reactor core in order to not only improve fuel economy but also broadly reduce power generation costs. (1) Loading high burnup fuel assemblies on the outermost periphery of the core As a concrete measure to improve fuel economy by utilizing the power peaking margin mentioned above (see section), high burnup fuel assemblies are loaded on the outermost periphery of the core. Load. In other words, U-
Loaded with 235 reduced high burnup fuel assemblies,
New fuel assemblies containing a large amount of U-235 and fuel assemblies with low burnup are loaded in the center of the reactor core. In the nuclear reactor of the present invention, high burnup fuel assemblies are arranged at the outermost radial circumference of the reactor core, and low burnup fuel assemblies and new fuel assemblies are arranged at the center of the reactor core. This provides a reactivity gain compared to a core in which the new fuel assemblies are uniformly distributed. Further, in the nuclear reactor of the present invention, since the neutron flux at the outermost periphery of the core can be reduced, leakage of neutrons from the side surfaces of the core can be reduced and a reactivity gain of the core can be obtained.
In such a nuclear reactor of the present invention, power peaking in the radial direction of the core increases. However, since the nuclear reactor of the present invention is loaded with the fuel assemblies described in the section above, the above-mentioned increase in the power peaking in the radial direction of the core is caused by the above-mentioned axial enrichment distribution and axial burnable poisons. It can be compensated for by the output peaking margin caused by the distribution. (2) Improved shuffling method When the scheduled operating period ends, the fuel assemblies with advanced combustion are removed from the core, and then new unirradiated fuel assemblies are loaded. At this time, for reasons such as flattening the power distribution, an operation (referred to as fuel shuffling) of changing the position of fuel assemblies that remained in the core without being taken out was performed in the conventional reactor core. However, in the core of the present invention, there is a margin for output peaking due to the above-mentioned axial enrichment distribution, so there is no need to perform fuel shuffling. however,
- In order to load high burnup fuel assemblies on the outermost periphery of the core as described in section (1), high burnup fuel assemblies are also installed in the control cells surrounding each of the several control rods in the center of the core. Perform some fuel shuffling to load. The high burnup fuel assemblies that are moved during this fuel shuffling are fuel assemblies that were loaded in the center of the core and have been in operation for a predetermined period of time. The control cell is
It is composed of four fuel assemblies surrounding and adjacent to a control rod for regulating reactor power inserted into the reactor core. These four fuel assemblies have lower reactivity than the other fuel assemblies loaded in the center of the core. (3) Loading two types of fuel assemblies with different contents of burnable poisons If the operating period of the reactor changes, the number of fuel assemblies to be replaced will change from the original plan. Wide variations in operating duration may require design changes to the burnable poison content in the fuel assembly to adjust reactivity. In order to easily respond to major plan changes, two types of fuel assemblies with different burnable poison contents are prepared in advance, and the loading ratio of these fuel assemblies into the reactor core is changed. You can expand your flexibility. These two types of fuel assemblies satisfy each of the requirements shown in the section above and have different burnable poison contents. By arranging many fuel assemblies with a low content of burnable poisons near the periphery of the reactor core where the output is low, the amount of burnable poisons remaining in the reactor core can be reduced and a reactivity gain can be obtained. However, the flexibility of fluctuations in the operating period of the reactor will be expanded. A fuel assembly with a high content of burnable poisons is placed in the center of the reactor core.
BWRに適用する好適な一実施例である燃料集
合体を、第１図及び第２図に基づいて以下に説明
する。本実施例の燃料集合体１６は、燃料棒１７
及びチヤンネルボツクス１８、及び図示されてい
ないが、下部タイプレート、上部タイプレート及
びスペーサからなつている。燃料棒１７の上下端
部は、下部タイプレート及び上部タイプレートに
て保持される。スペーサは、燃料棒１７の軸方向
に幾つか配置され、燃料棒１７相互間の間隙を適
切な状態に保持している。チヤンネルボツクス１
８は、上部タイプレートに取付けられ、スペーサ
で保持された燃料棒１７の束の外周を取り囲んで
いる。チヤンネルフアナスが、上部タイプレート
に取付けられる。１９は、制御棒である。
燃料棒１７は、図示されていないが下部端栓及
び上部端栓にて両端を密封された被覆管内に多数
の燃料ペレツトを装荷したものである。燃料ペレ
ツトは、燃料物質であるUO2にて構成され、核分
裂性物質であるU235を含んでいる。被覆管内のガ
スプレナム内に配置され、燃料ペレツトを下方に
押圧している。
BWR炉心は、燃料集合体４体に１体の割合で
十字型の制御棒１９が挿入される。この炉心に
は、挿入される制御棒に面する燃料集合体の側壁
側に形成された水ギヤツプの幅がその反対側にあ
つて制御棒に面しない燃料集合体の側壁側に形成
された水ギヤツプの幅よりも広くなつている炉心
（Ｄ格子炉心）と、制御棒に面する燃料集合体の
側壁側に形成された水ギヤツプの幅が、その反対
側にあつて制御棒に面しない燃料集合体の側壁側
に形成された水ギヤツプの幅と等しい炉心（Ｃ格
子炉心）とがある。
本実施例の燃料集合体１６は、Ｃ格子炉心に装
荷される燃料集合体である。燃料集合体１６を構
成する燃料棒１７は、第２図に示すように燃料棒
１１〜１５及びG1の６種類のものがある。これ
らの燃料棒１１〜１５及びG1が、第１図のよう
にチヤンネルボツクス１８内で燃料集合体横断面
に配置されている。
燃料棒１１〜１５及びG1は、燃料物質充填領
域の上下端部に天然ウランからなる燃料ペレツト
を充填した領域（天然ウランブランケツト領域）
が形成される。各天然ウランブランケツトは、燃
料物質充填領域の下端及び上端からそれぞれ燃料
物質充填領域の軸方向長さ（以下、燃料有効長Ｈ
という）の1/24の位置までを占めている。本実施
例の天然ウランブランケツトの軸方向長さは、第
１３図に示すように燃料経済性の改善度合いの大
きい燃料有効長Ｈの1/24とする。燃料物質充填領
域は、燃料ペレツトを充填している領域を意味す
る。各燃料棒の燃料物質充填領域の軸方向の長さ
は等しい。
燃料棒１１〜１５及びG1において、燃料物質
充填領域の下端から燃料有効長Ｈの1/24〜23/24
の範囲は、濃縮ウランが充填されている濃縮ウラ
ン領域である。第２図に示すように燃料棒１１，
１３〜１５及びG1は濃縮ウラン領域が軸方向に
おいて一様な濃縮度になつており、燃料棒１２は
濃縮ウラン領域が軸方向で濃縮度の異なる三つの
領域を有している。各燃料棒の濃縮ウラン領域の
濃縮度は、燃料棒１１で3.8重量％、燃料棒１３
で3.5重量％、燃料棒１４で3.0重量％、燃料棒１
５で1.9重量％及び燃料棒G1で3.5重量％になつて
いる。燃料棒１２は、濃縮ウラン領域において、
燃料物質充填領域の下端を基点として燃料有効長
Ｈの1/24〜8/24の範囲の濃縮度が2.8重量％、燃
料有効長Ｈの8/24〜20/24の範囲の濃縮度が3.8重
量％及び燃料有効長Ｈの20/24〜23/24の範囲の濃
縮度が2.8重量％である。燃料棒G1は、濃縮ウラ
ン領域の燃料ペレツト内に可燃性毒物であるガド
リニアを含有している。濃縮ウラン領域の軸方向
におけるガドリニア濃度は、燃料物質充填領域の
下端を基点として、燃料有効長Ｈの1/24〜20/24
の範囲で4.0重量％及び燃料有効長Ｈの20/24〜2
３／２４の範囲で2.5重量％である。燃料棒１１〜１
５は、ガドリニアを含有していない。
上記の軸方向濃縮度分布を有する燃料棒１１〜
１５は及びG1を第１図の如く配置することによ
つて、燃料集合体１６の軸方向における各部の平
均濃縮度分布は以下のようになる。燃料集合体の
燃料物質充填領域の下端を基点として、燃料有効
長Ｈの1/24〜8/24の範囲（濃縮ウラン領域の最上
部領域）の平均濃縮度は3.15重量％、燃料有効長
Ｈの8/24〜20/24の範囲（濃縮ウラン領域の中央
部領域）の平均濃縮度は3.35重量％及び燃料有効
長Ｈの20/24〜23/24の範囲（濃縮ウラン領域の最
下部領域）の平均濃縮度は3.15重量％である。
燃料集合体１６において燃料物質充填領域の上
下端部に形成される天然ウランブランケツト領域
は0.71重量％のU235を含有している。
本実施例の燃料集合体１６は、濃縮ウラン領域
の最下部領域の平均濃縮度を低くして濃縮ウラン
領域の中央部領域の平均濃縮度を高くし、それら
の領域の間で約0.2重量％の平均濃縮度差をつけ
ている。
BWRでは炉心上端に行くに従つて蒸気泡（ボ
イド）が多いために炉心上部で中性子減速材であ
る水の密度が低下する。このため、軸方向の濃縮
度分布が一様な燃料集合体を炉心内に装荷した場
合、燃料集合体下部に出力ピークが生ずる下歪の
出力分布となる傾向がある。従つて、前述のよう
に燃料集合体下部の濃縮度よりも燃料集合体上部
の濃縮度を高くすることによつて、燃料集合体の
軸方向の出力分布を平坦化できる。本実施例の燃
料集合体１６における前述のような中央部領域と
最下部領域との平均0.5重量％及び中央部領域と
最下部領域との位置（燃料物質充填領域下端から
燃料有効長Ｈの8/24の位置）は、軸方向出力分布
平坦化の効果が最大となるよう選んだものであ
る。このような選択によつて得られた軸方向の濃
縮度分布によつて生じる燃料集合体１６の出力ピ
ーキングの余裕は、約15％〜20％となる。燃料集
合体１６は、その出力ピーキングの余裕を前述の
−(1)、及び(3)項に示すような反応度利得に振向
けて燃料経済性を向上させている。
燃料集合体１６は、濃縮ウラン領域の最上部領
域（燃料有効長Ｈの20/24〜23/24の範囲を有して
いる。この最上部領域の平均濃縮度は、濃縮ウラ
ン領域の最下部領域（燃料有効長Ｈの1/24〜8/24
の範囲）の前均濃縮度と同一である。濃縮ウラン
領域の最上部領域は、平均濃縮度が低くてしかも
燃料棒G1の可燃性毒物の低濃度領域に対応して
おり、BWRの炉停止余裕の減少を補償してい
る。濃縮ウラン領域の最上部領域の軸方向長さ
（燃料有効長Ｈの3/24）は、後述の可燃性毒物減
少による経済的効果が最大となるよう決定したも
のである。
燃料集合体１６は、６本の燃料棒G1を有して
いる。このような燃料集合体１６は、燃料棒G1
の濃縮ウラン領域の上端部における軸方向単位長
さ当りのガドリニア含有量をそれよりも下方の領
域における軸方向単位長さ当りのガドリニア含有
量よりも少なくしているので、第１４図に示すよ
うに燃料経済性が向上する。第１４図で本実施例
と示した点が、燃料集合体１６のガドリニア低濃
度による燃料経済性の改善効果である。
燃料集合体１６は、燃料集合体の平均濃縮度よ
りも大きな平均濃縮度を有する燃料棒１３を、燃
料集合体横断面の最外周に配置している。このた
め、燃料集合体１６は、前述の−(3)項に示す反
応度利得を得ることができる。
以上述べた燃料集合体１６は、燃料経済性を著
しく向上できる。燃料集合体１６は、平均濃縮度
が同じである従来の燃料集合体に比べて著しく多
くのエネルギーを取出すことができる。これによ
つて、燃料サイクルに要する費用を著しく低減で
きる。さらに、使用済燃料集合体の発生量も著し
く低減できる。
本発明の他の実施例である燃料集合体を、第４
図及び第５図に基づいて説明する。本実施例の燃
料集合体２０は、燃料集合体１６とほとんど同じ
構成であり、燃料集合体１６と同じくＣ格子炉心
に装荷される燃料集合体である。第５図に示す燃
料棒１１〜１５は、第２図の燃料棒と同じもので
ある。燃料棒G2が第２図に示す燃料棒と異つて
いる。燃料棒G2の軸方向の濃縮度分布およびガ
ドリニア濃度分布は、前述の燃料棒G1のそれと
同じである。しかし、燃料棒G2の本数が、燃料
棒G1と異つている。すなわち、燃料棒G2は、燃
料物質充填領域の下端を基点として、燃料有効長
Ｈの1/24〜20/24の範囲で4.5重量％及び燃料有効
長Ｈの20/24〜23/24の範囲で3.0重量％である。
燃料集合体２０の燃料棒G2の本数は、燃料集合
体１６の燃料棒G1の本数よりも多い。第４図に
おいて、Ｗは、ウオータロツドを示している。
本実施例の燃料集合体２０も、前述の実施例と
同じ効果を得ることができる。
Ｄ格子炉心に適用される本発明の他の実施例で
ある燃料集合体を、第６図及び第７図に基づいて
説明する。本実施例の燃料集合体３０は、第７図
に示す９種類の燃料棒を第６図の如く燃料集合体
横断面に配置したものである。第７図に示す燃料
棒１１及び１４は、第２図に示されている。燃料
棒３２，３３，３５〜３８及びG3は、燃料物質
充填領域の上下端部、すなわち第２図に示す各燃
料棒と同じ軸方向の位置に天然ウランブランケツ
トをそれぞれ有している。燃料棒３７，３８及び
G3は、燃料物質充填領域の下端を基点として、
燃料有効長Ｈの1/24〜23/24の範囲の濃縮ウラン
領域の濃縮度が第７図に示すように2.1重量％、
1.7重量％及び2.8重量％である。これらの燃料棒
の濃縮ウラン領域の濃縮度は軸方向に一様であ
る。燃料棒３２，３３，３５及び３６の濃縮ウラ
ン領域は、燃料棒１２と同じように濃縮度が異な
る三領域にわかれている。すなわち、燃料物質充
填領域の下端を基点として、燃料有効長Ｈの1/24
〜8/24の範囲（濃縮ウラン領域の最下部領域）及
び燃料有効長Ｈの20/24〜23/24の範囲（濃縮ウラ
ン領域の最上部領域）の濃縮度は、燃料棒３２で
3.3重量％、燃料棒３３で3.0重量％、燃料棒３５
で2.5重量％及び燃料棒３６で1.6重量％である。
また、燃料物質充填領域の下端から燃料有効長Ｈ
の8/24〜20/24の範囲（濃縮ウラン領域の中央部
領域）の濃縮度は、燃料棒３２，３３，３５及び
３６でそれぞれ3.8重量％、3.5重量％、3.0重量％
及び2.5重量％である。
燃料集合体３０の濃縮ウラン領域における最上
部及び最下部領域の各平均濃縮度は3.08重量％、
及びその濃縮ウラン領域における中央部領域の平
均濃縮度は3.30重量％である。
燃料棒G3の軸方向のガドリニアの濃度分布は、
燃料棒G1と同じである。燃料棒３２，３３，３
５〜３８は、ガドリニアを含有していない。
本実施例の燃料集合体３０は、燃料集合体１６
と同じような効果を得ることができる。特に、
−(3)項に基づく反応度利得は、燃料集合体３０の
平均濃縮度より大きな平均濃縮度を有する燃料棒
３２を、燃料集合体横断面の最外周に配置するこ
とによつて達成できる。
第８図及び第９図に示す燃料集合体４０は、Ｄ
格子炉心に適用される燃料集合体である。燃料集
合体４０は、第９図に示す８種類の燃料棒を第８
図の如く配置することによつて構成される。第９
図の燃料棒１１は第２図に、燃料棒３２，３３，
３５〜３８は第７図に示されている。燃料棒G4
の軸方向におけるガドリニア濃度分布は、燃料棒
Ｇのそれと同じである。燃料棒G4は、燃料棒G3
と同様に燃料物質充填領域の上下端部に天然ウラ
ンブランケツトを有しており、濃縮ウラン領域の
濃縮度が3.0重量％である。燃料集合体４０の濃
縮ウランの軸方向における平均濃縮度の分布は、
第９図に示すように燃料集合体３０のそれと同一
である。
燃料集合体４０は、燃料集合体１６と同様な効
果を得ることができる。
第１０図及び第１１図に示す燃料集合体５０は
−(2)項に示す軸方向二領域の可燃毒物分布の実
施例である。燃料集合体５０は、第１１図に示す
６種類の燃料棒を第１０図の如く配置したもので
ある。第１１図の燃料棒１１〜１５は、第２図に
示されている。燃料棒G5は、ガドリニア分布を
除いて燃料棒G1と同じである。すなわち、燃料
棒G5は、燃料棒G1の燃料物質充填領域の下端か
ら燃料有効長Ｈの1/24〜20/24の範囲の領域を、
燃料物質充填領域の下端から燃料有効長Ｈの8/24
の位置でさらに二つに分け、この二つに分けた領
域のうち上部領域のガドリニア濃度を4.0重量％
に、その領域のうち下部領域のガドリニア濃度を
5.0重量％にしたものである。燃料棒G5は、濃縮
ウラン領域の軸方向にガドリニア濃度の異なる三
領域を有している。
燃料集合体５０は、燃料集合体１６と同じ効果
を得ることができる。さらに燃料集合体５０は、
上記のガドリニア濃度分布を有しているので、燃
料集合体下部の出力を押えて軸方向出力分布をよ
り平坦化できる。
本発明の一実施例である沸騰水型原子炉を以下
に説明する。本実施例の沸騰水型原子炉は、第１
２図に示す炉心６０を有している。炉心６０は、
Ｃ格子炉心である。第１２図は、炉心６０の横断
面の1/4を示している。第１２図において、正方
形の一つの升目は一体の燃料集合体を示してい
る。前述の正方形の升目内に記入してある１〜４
の番号は、該当する燃料集合体のBWR炉心内に
おける滞在期間を示している。すなわち、１は
BWRの運転サイクルが１サイクル目である燃料
集合体を、２はBWRの運転サイクルが２サイク
ル目である燃料集合体を、以下、３は３サイクル
目の燃料集合体及び４は４サイクル目の燃料集合
体をそれぞれ示している。BWRの運転サイクル
は、BWRの起動から運転停止までの所定の期間
（ほぼ一年）をいう。サイクル数が多くなる燃料
集合体程、燃焼度が高くなる。
燃料集合体６１（１の番号が付された升目の燃
料集合体）は、新燃料集合体であり、ガドリニア
を含有している燃料棒の本数が多い燃料集合体２
０を用いている（Ｄ格子炉心では燃料集合体４
０）。燃料集合体６４（の番号が付された升目
の燃料集合体）は、新燃料集合体であり、燃料集
合体６１よりガドリニアを含有している燃料棒の
本数が少ない燃料集合体１６を用いている（Ｄ格
子炉心では燃料集合体３０）。炉心６０の外周部
では燃料集合体６１及び６４のうち燃料集合体６
１が多く装荷され炉心６０の中央部では前述の二
種類の燃料集合体のうち燃料集合体６４が多く装
荷されている。燃料集合体６２は、原子炉出力調
整用の制御棒が挿入されるコントロールセルを構
成する燃料集合体である。コントロールセルは、
BWRの運転中において原子炉出力調整用の制御
棒の操作を容易にするために設けられている。燃
料集合体６２及び燃料集合体６３（の番号が付
された升目の燃料集合体）は、３サイクルの運転
サイクルを経験した高燃焼度の燃料集合体であ
る。炉心６０内の２及び３サイクル目の燃料集合
体は、燃料集合体６１及び６４の燃焼期間が経過
したものであり、ガドリニアはほぼ消失してい
る。
高燃焼度でＵ−235の含有量が少ない燃料集合
体６３は、炉心６０の半径方向で最外周部に装荷
されている。Ｕ−235の含有量が多い燃料集合体
６１及び６４は、炉心６０の中央部に装荷されて
いる。このような構成の炉心６０は、−(1)項に
示す反応度利得を得ることができる。第１５図
は、炉心６０の最外周部における燃料集合体６３
の装荷量と燃料経済性の改善効果との関係を示し
たものである。すなわち、第１５図は、４サイク
ル目の燃料集合体６３を炉心６０内に均一に装荷
したケースａを基準にして、燃料集合体６３を炉
心６０の最外周に一周だけ装荷したケースｂ及び
燃料集合体６３を炉心６０の最外周に二周だけ装
荷したケースｃについて燃料経済性の改善度合い
を示したものである。炉心６０の最外周に装荷し
た燃料集合体６３の列の数を多くするとそれに伴
つて出力ピーキングの増加率が増加する。しか
し、燃料経済性の改善度合いは、炉心６０の最外
周に燃料集合体６３を一周以上装荷してもほとん
ど変らない。従つて、本実施例では、ケースｂの
ように炉心６０の最外周に燃料集合体６３を一周
装荷した。
本実施例のBWRは、炉心６０の外周部付近
に、ガドリニアを含有している燃料棒G1の本数
の少ない燃料集合体６１を燃料棒G2の本数の多
い燃料集合体６４に比べて多く配置しているの
で、−(3)項に示す効果を得ることができる。す
なわち、BWRの運転期間の融通性が増すととも
に反応度利得を得る。
炉心６０の最外周およびコントロールセル以外
は燃料シヤツフリングを行わないノーシヤツフリ
ング領域とする。炉心６０の最外周及びコントロ
ールセルに配置されていた燃料集合体６３及び６
２は、４サイクルの運転期間を経過した後、炉心
６０から取出される。３サイクルの運転期間を経
過した燃料集合体は、炉心６０から取出されて燃
料集合体６２及び６３として、コントロールセル
及び炉心６０の最外周に装荷される。炉心６０か
ら燃焼が進んで取出された３サイクル経過の燃料
集合体の位置に未照射の新燃料集合体（燃料集合
体１６及び２０）を装荷する。従つて、燃料集合
体のシヤツフリングを最少にできるため、燃料交
換に要する時間を短縮でき、BWRのプラントの
設備利用率向上に寄与する。燃料シヤツフリング
が定検工程上のクリテイカルパスとならない場合
は、当然、燃料シヤツフリングによる半径方向出
力分布平坦化等のメリツトを利用可能である。
前述した炉心６０を有するBWRは、同一平均
濃縮度を有する燃料集合体を炉心に装荷した従来
のBWRに比べて10％多くのエネルギーを取出す
ることが可能である。さらに、使用済燃料集合体
の発生量が減少し、再処理量が低減する。
A fuel assembly that is a preferred embodiment applied to a BWR will be described below with reference to FIGS. 1 and 2. The fuel assembly 16 of this embodiment has fuel rods 17
and channel box 18, and a lower tie plate, an upper tie plate, and a spacer (not shown). The upper and lower ends of the fuel rods 17 are held by a lower tie plate and an upper tie plate. Several spacers are arranged in the axial direction of the fuel rods 17 to maintain an appropriate gap between the fuel rods 17. Channel boxes 1
8 is attached to the upper tie plate and surrounds the outer periphery of a bundle of fuel rods 17 held by spacers. A channel funnel is attached to the upper tie plate. 19 is a control rod. Although not shown, the fuel rod 17 has a large number of fuel pellets loaded in a cladding tube whose both ends are sealed with a lower end plug and an upper end plug. The fuel pellets are composed of the fuel material UO 2 and contain the fissile material U 235 . It is located in a gas plenum within the cladding tube and forces the fuel pellets downward. In the BWR core, one cross-shaped control rod 19 is inserted into every four fuel assemblies. In this core, the width of the water gap formed on the side wall side of the fuel assembly facing the control rods to be inserted is the same as the width of the water gap formed on the side wall side of the fuel assembly facing the control rods on the opposite side. The core is wider than the width of the gap (D lattice core), and the width of the water gap formed on the side wall of the fuel assembly facing the control rods is on the opposite side, and the fuel does not face the control rods. There is a core (C lattice core) whose width is equal to the width of the water gap formed on the side wall of the assembly. The fuel assembly 16 of this embodiment is a fuel assembly loaded into a C-lattice core. As shown in FIG. 2, there are six types of fuel rods 17 constituting the fuel assembly 16: fuel rods 11 to 15 and G1 . These fuel rods 11-15 and G1 are arranged in the cross section of the fuel assembly within the channel box 18 as shown in FIG. The fuel rods 11 to 15 and G1 have an area filled with fuel pellets made of natural uranium at the upper and lower ends of the fuel material filling area (natural uranium blanket area).
is formed. Each natural uranium blanket has an axial length (hereinafter referred to as a fuel effective length H) of the fuel material filling region from the lower end and the upper end of the fuel material filling region, respectively.
occupies up to 1/24th position of The axial length of the natural uranium blanket in this embodiment is set to 1/24 of the effective fuel length H, which provides a large degree of improvement in fuel economy, as shown in FIG. Fuel material filled area means an area filled with fuel pellets. The axial length of the fuel material filling region of each fuel rod is equal. In fuel rods 11 to 15 and G1 , 1/24 to 23/24 of the effective fuel length H from the lower end of the fuel material filling area
The range is the enriched uranium region filled with enriched uranium. As shown in FIG. 2, fuel rods 11,
In the fuel rods 13 to 15 and G1 , the enriched uranium region has a uniform enrichment degree in the axial direction, and the fuel rod 12 has three enriched uranium regions having different enrichment degrees in the axial direction. The enrichment in the enriched uranium region of each fuel rod is 3.8% by weight for fuel rod 11, and 3.8% by weight for fuel rod 13.
3.5% by weight for fuel rod 14, 3.0% by weight for fuel rod 1
It is 1.9% by weight for fuel rod G 5 and 3.5% by weight for fuel rod G1 . The fuel rod 12 is located in the enriched uranium region.
The enrichment in the range of 1/24 to 8/24 of the fuel effective length H from the lower end of the fuel substance filling area is 2.8% by weight, and the enrichment in the range of 8/24 to 20/24 of the fuel effective length H is 3.8%. The enrichment in the range of 20/24 to 23/24 of weight % and fuel effective length H is 2.8 weight %. The fuel rod G1 contains gadolinia, which is a burnable poison, in the fuel pellets in the enriched uranium region. The gadolinia concentration in the axial direction of the enriched uranium region is from 1/24 to 20/24 of the effective fuel length H, starting from the lower end of the fuel material filling region.
4.0% by weight in the range of 20/24 to 2 of the fuel effective length H
It is 2.5% by weight in the range of 3/24. Fuel rod 11-1
No. 5 does not contain gadolinia. Fuel rods 11 having the above axial enrichment distribution
By arranging 15 and G1 as shown in FIG. 1, the average enrichment distribution of each part in the axial direction of the fuel assembly 16 is as follows. The average enrichment in the range of 1/24 to 8/24 of the fuel effective length H (the top region of the enriched uranium region), starting from the lower end of the fuel material filling region of the fuel assembly, is 3.15% by weight, and the fuel effective length H The average enrichment in the range of 8/24 to 20/24 (the central region of the enriched uranium region) is 3.35% by weight, and the average enrichment in the range of 20/24 to 23/24 of the fuel effective length H (the lowest region of the enriched uranium region) is 3.35% by weight. ) has an average concentration of 3.15% by weight. The natural uranium blanket regions formed in the fuel assembly 16 at the upper and lower ends of the fuel material filling region contain 0.71% by weight U235 . The fuel assembly 16 of this embodiment has a lower average enrichment in the lowest region of the enriched uranium region and a higher average enrichment in the central region of the enriched uranium region, and has a concentration of about 0.2% by weight between these regions. The average enrichment difference is calculated. In a BWR, the density of water, which is a neutron moderator, decreases at the top of the core because there are more steam bubbles (voids) toward the top of the core. For this reason, when a fuel assembly with a uniform enrichment distribution in the axial direction is loaded into a reactor core, the output distribution tends to be downwardly distorted with an output peak occurring at the lower part of the fuel assembly. Therefore, as described above, by making the enrichment in the upper part of the fuel assembly higher than the enrichment in the lower part of the fuel assembly, the power distribution in the axial direction of the fuel assembly can be flattened. In the fuel assembly 16 of this embodiment, as described above, the average of the central region and the lowest region is 0.5% by weight, and the position of the central region and the lowest region (8% of the effective fuel length H from the lower end of the fuel material filling region) /24 position) was selected to maximize the effect of flattening the axial output distribution. The power peaking margin of the fuel assembly 16 caused by the axial enrichment distribution obtained by such selection is about 15% to 20%. The fuel assembly 16 improves fuel economy by allocating its output peaking margin to reactivity gains as shown in the above-mentioned items -(1) and (3). The fuel assembly 16 has a top region of the enriched uranium region (a range of 20/24 to 23/24 of the effective fuel length H). Area (1/24 to 8/24 of fuel effective length H
range) is the same as the previous concentration. The top region of the enriched uranium region has a low average enrichment and corresponds to the low concentration region of burnable poisons in fuel rod G 1 , compensating for the reduction in the BWR shutdown margin. The axial length of the top region of the enriched uranium region (3/24 of the effective fuel length H) was determined to maximize the economic effect of reducing burnable poisons, which will be described later. The fuel assembly 16 has six fuel rods G1 . Such a fuel assembly 16 includes fuel rods G 1
The gadolinia content per axial unit length at the upper end of the enriched uranium region is smaller than the gadolinia content per axial unit length at the lower end, as shown in Figure 14. fuel economy is improved. What is shown in this embodiment in FIG. 14 is the effect of improving fuel economy due to the low concentration of gadolinia in the fuel assembly 16. In the fuel assembly 16, fuel rods 13 having an average enrichment higher than the average enrichment of the fuel assembly are arranged at the outermost periphery of the fuel assembly cross section. Therefore, the fuel assembly 16 can obtain the reactivity gain shown in the above-mentioned item -(3). The fuel assembly 16 described above can significantly improve fuel economy. The fuel assembly 16 can extract significantly more energy than a conventional fuel assembly with the same average enrichment. This significantly reduces the cost required for the fuel cycle. Furthermore, the amount of spent fuel assemblies generated can be significantly reduced. A fuel assembly according to another embodiment of the present invention was prepared in the fourth embodiment.
This will be explained based on the diagram and FIG. The fuel assembly 20 of this embodiment has almost the same configuration as the fuel assembly 16, and like the fuel assembly 16, it is a fuel assembly loaded in the C-lattice core. The fuel rods 11-15 shown in FIG. 5 are the same as the fuel rods shown in FIG. Fuel rod G 2 is different from the fuel rod shown in FIG. The axial enrichment distribution and gadolinia concentration distribution of fuel rod G 2 are the same as those of fuel rod G 1 described above. However, the number of fuel rods G2 is different from that of fuel rods G1 . That is, the fuel rod G 2 has 4.5% by weight in the range of 1/24 to 20/24 of the effective fuel length H and 4.5% by weight in the range of 20/24 to 23/24 of the effective fuel length H, starting from the lower end of the fuel material filling area. The range is 3.0% by weight.
The number of fuel rods G 2 in the fuel assembly 20 is greater than the number of fuel rods G 1 in the fuel assembly 16 . In FIG. 4, W indicates a water rod. The fuel assembly 20 of this embodiment can also obtain the same effects as the above-described embodiments. A fuel assembly which is another embodiment of the present invention applied to a D-lattice core will be described based on FIGS. 6 and 7. In the fuel assembly 30 of this embodiment, nine types of fuel rods shown in FIG. 7 are arranged in a cross section of the fuel assembly as shown in FIG. 6. The fuel rods 11 and 14 shown in FIG. 7 are shown in FIG. Fuel rods 32, 33, 35-38 and G3 each have a natural uranium blanket at the upper and lower ends of the fuel material filling region, ie, at the same axial location as each fuel rod shown in FIG. Fuel rods 37, 38 and
G 3 is based on the lower end of the fuel material filling area,
As shown in Figure 7, the enrichment in the enriched uranium region in the range of 1/24 to 23/24 of the effective fuel length H is 2.1% by weight.
1.7% by weight and 2.8% by weight. The enrichment of the enriched uranium region of these fuel rods is uniform in the axial direction. The enriched uranium regions of the fuel rods 32, 33, 35, and 36 are divided into three regions having different degrees of enrichment, similar to the fuel rod 12. In other words, 1/24 of the effective fuel length H, starting from the lower end of the fuel substance filling area.
The enrichment in the range of ~8/24 (lowest region of enriched uranium region) and the range of 20/24 to 23/24 of fuel effective length H (top region of enriched uranium region) is
3.3% by weight, fuel rod 33 and 3.0% by weight, fuel rod 35
2.5% by weight for fuel rod 36 and 1.6% by weight for fuel rod 36.
In addition, the fuel effective length H from the lower end of the fuel substance filling area
The enrichment in the range from 8/24 to 20/24 (the central region of the enriched uranium region) is 3.8% by weight, 3.5% by weight, and 3.0% by weight for fuel rods 32, 33, 35, and 36, respectively.
and 2.5% by weight. The average enrichment of the uppermost and lowermost regions of the enriched uranium region of the fuel assembly 30 is 3.08% by weight,
The average enrichment in the central region of the enriched uranium region is 3.30% by weight. The concentration distribution of gadolinia in the axial direction of fuel rod G 3 is
Same as fuel rod G 1 . Fuel rods 32, 33, 3
Nos. 5 to 38 do not contain gadolinia. The fuel assembly 30 of this embodiment is the fuel assembly 16
You can get a similar effect. especially,
The reactivity gain based on item (3) can be achieved by arranging fuel rods 32 having an average enrichment greater than the average enrichment of the fuel assembly 30 at the outermost periphery of the cross section of the fuel assembly. The fuel assembly 40 shown in FIGS. 8 and 9 is D
This is a fuel assembly applied to a lattice core. The fuel assembly 40 includes eight types of fuel rods shown in FIG.
It is constructed by arranging it as shown in the figure. 9th
The fuel rod 11 in the figure is shown in FIG.
35-38 are shown in FIG. Fuel rod G 4
The gadolinia concentration distribution in the axial direction of is the same as that of the fuel rod G. fuel rod G 4 is fuel rod G 3
Similarly, it has natural uranium blankets at the upper and lower ends of the fuel material filling region, and the enrichment degree of the enriched uranium region is 3.0% by weight. The average enrichment distribution in the axial direction of enriched uranium in the fuel assembly 40 is as follows:
This is the same as that of the fuel assembly 30 as shown in FIG. The fuel assembly 40 can obtain the same effects as the fuel assembly 16. The fuel assembly 50 shown in FIGS. 10 and 11 is an example of the burnable poison distribution in the two axial regions shown in item -(2). The fuel assembly 50 has six types of fuel rods shown in FIG. 11 arranged as shown in FIG. 10. Fuel rods 11-15 of FIG. 11 are shown in FIG. Fuel rod G 5 is the same as fuel rod G 1 except for the gadolinia distribution. That is, the fuel rod G 5 covers an area ranging from 1/24 to 20/24 of the effective fuel length H from the lower end of the fuel substance filling area of the fuel rod G 1 .
8/24 of the effective fuel length H from the lower end of the fuel material filling area
It is further divided into two parts at the position of , and the gadolinia concentration in the upper part of these two parts is 4.0% by weight.
Then, the gadolinia concentration in the lower region of that region is
The content was 5.0% by weight. Fuel rod G5 has three regions with different gadolinia concentrations in the axial direction of the enriched uranium region. The fuel assembly 50 can achieve the same effect as the fuel assembly 16. Furthermore, the fuel assembly 50 is
Since it has the above gadolinia concentration distribution, it is possible to suppress the output at the lower part of the fuel assembly and make the axial output distribution more flat. A boiling water nuclear reactor which is an embodiment of the present invention will be described below. The boiling water reactor of this example has the first
It has a reactor core 60 shown in FIG. The reactor core 60 is
It is a C lattice core. FIG. 12 shows one quarter of the cross section of the core 60. In FIG. 12, one square cell represents an integral fuel assembly. 1 to 4 written in the squares mentioned above
The number indicates the residence period of the corresponding fuel assembly in the BWR core. That is, 1 is
2 is a fuel assembly in which the BWR operation cycle is the 1st cycle, 2 is the fuel assembly in the 2nd BWR operation cycle, 3 is the fuel assembly in the 3rd cycle, and 4 is the fuel assembly in the 4th cycle. Each fuel assembly is shown. The operation cycle of a BWR refers to a predetermined period (approximately one year) from the time the BWR starts up until it stops operating. The higher the number of cycles in a fuel assembly, the higher the burnup. Fuel assembly 61 (fuel assembly in squares numbered 1) is a new fuel assembly, and fuel assembly 2 has a large number of fuel rods containing gadolinia.
0 (in the D lattice core, fuel assembly 4
0). Fuel assembly 64 (the fuel assembly in the numbered square) is a new fuel assembly, using fuel assembly 16 which has fewer fuel rods containing gadolinia than fuel assembly 61. (fuel assembly 30 in the D lattice core). At the outer periphery of the core 60, the fuel assembly 6 of the fuel assemblies 61 and 64
In the central portion of the core 60, a large number of fuel assemblies 64 of the two types of fuel assemblies described above are loaded. The fuel assembly 62 is a fuel assembly that constitutes a control cell into which control rods for adjusting reactor power are inserted. The control cell is
It is provided to facilitate the operation of control rods for adjusting reactor power during BWR operation. The fuel assembly 62 and the fuel assembly 63 (the fuel assemblies in the numbered squares) are high burnup fuel assemblies that have undergone three operating cycles. In the second and third cycle fuel assemblies in the core 60, the combustion period of the fuel assemblies 61 and 64 has elapsed, and gadolinia has almost disappeared. A fuel assembly 63 with high burnup and low U-235 content is loaded at the outermost periphery of the core 60 in the radial direction. Fuel assemblies 61 and 64 containing a large amount of U-235 are loaded in the center of the core 60. The core 60 having such a configuration can obtain the reactivity gain shown in the term -(1). FIG. 15 shows a fuel assembly 63 at the outermost periphery of the core 60.
This figure shows the relationship between the loading amount of fuel and the effect of improving fuel economy. That is, FIG. 15 shows case a in which the fuel assemblies 63 of the fourth cycle are uniformly loaded in the core 60, case b in which the fuel assemblies 63 are loaded only once around the outermost periphery of the core 60, and cases in which the fuel The figure shows the degree of improvement in fuel economy for case c in which the assembly 63 is loaded only two times around the outermost periphery of the core 60. When the number of rows of fuel assemblies 63 loaded on the outermost periphery of the core 60 is increased, the rate of increase in power peaking increases accordingly. However, the degree of improvement in fuel economy remains almost the same even when the fuel assemblies 63 are loaded around the outermost periphery of the core 60 more than once. Therefore, in this embodiment, the fuel assemblies 63 were loaded around the outermost periphery of the reactor core 60 as in case b. In the BWR of this embodiment, a fuel assembly 61 containing a small number of fuel rods G 1 containing gadolinia is arranged near the outer periphery of the core 60 compared to a fuel assembly 64 containing a large number of fuel rods G 2 . Therefore, the effect shown in section -(3) can be obtained. That is, the flexibility of the BWR operation period is increased and the reactivity gain is obtained. Areas other than the outermost periphery of the core 60 and the control cells are defined as a no-shuffling region where fuel shuffling is not performed. Fuel assemblies 63 and 6 arranged in the outermost periphery of the core 60 and in the control cell
2 is removed from the core 60 after four cycles of operation. The fuel assemblies that have undergone three operating cycles are taken out of the core 60 and loaded as fuel assemblies 62 and 63 into the control cells and the outermost periphery of the core 60. New unirradiated fuel assemblies (fuel assemblies 16 and 20) are loaded into the position of the fuel assemblies that have undergone three cycles and have been removed from the reactor core 60 after combustion has progressed. Therefore, since the shuffling of the fuel assembly can be minimized, the time required for fuel exchange can be shortened, contributing to improving the capacity utilization rate of the BWR plant. If fuel shuffling is not a critical path in the periodic inspection process, it is of course possible to take advantage of the benefits of fuel shuffling, such as flattening the radial power distribution. A BWR having the core 60 described above can extract 10% more energy than a conventional BWR in which the core is loaded with fuel assemblies having the same average enrichment. Furthermore, the amount of spent fuel assemblies generated is reduced, and the amount of reprocessing is reduced.
本発明によれば、出力ピーキングの余裕を燃料
経済性の向上に利用でき、取出しエネルギーを著
しく増大できる。
According to the present invention, the output peaking margin can be used to improve fuel economy, and the extracted energy can be significantly increased.
第１図はBWRに適用する本発明の好適な一実
施例である燃料集合体の横断面、第２図は第１図
に示す燃料集合体を構成する燃料棒の濃縮度及び
ガドリニア分布を示す説明図、第３図は本発明の
燃料集合体の濃縮度及びガドリニア分布の概念を
示す説明図、第４図、第６図、第８図及び第１０
図は本発明の他の実施例である燃料集合体の横断
面図、第５図は第４図の燃料集合体を構成する燃
料棒の、第７図は第６図の燃料集合体を構成する
燃料棒の、第９図は第８図の燃料集合体を構成す
る燃料棒の、及び第１１図は第１０図の燃料集合
体を構成する燃料棒のそれぞれの濃縮度及びガド
リニア分布を示す説明図、第１２図は本発明の好
適な一実施例であるBWRに用いた炉心の1/4横
断面図、第１３図は天然ウランブランケツトの軸
方向長さに対する出力ピークの増加率と燃料経済
性改善効果との関係を示す特性図、第１４図は低
ガドリニア濃度領域の軸方向長さと燃料経済性改
善効果との関係を示す特性図、第１５図は炉心最
外周の高燃焼度燃料集合体の配列と燃料経済性改
善効果との関係を示す特性図である。
１６，２０，３０，４０，５０……燃料集合
体、１７……燃料棒、１８……チヤンネルボツク
ス、１９……制御棒、６０……炉心。
Fig. 1 shows a cross section of a fuel assembly which is a preferred embodiment of the present invention applied to BWR, and Fig. 2 shows the enrichment and gadolinia distribution of the fuel rods constituting the fuel assembly shown in Fig. 1. An explanatory diagram, FIG. 3 is an explanatory diagram showing the concept of enrichment and gadolinia distribution of a fuel assembly of the present invention, FIGS. 4, 6, 8, and 10.
The figure is a cross-sectional view of a fuel assembly that is another embodiment of the present invention, FIG. 5 is a fuel rod that constitutes the fuel assembly of FIG. 4, and FIG. 7 is a cross-sectional view of the fuel assembly of FIG. 6. Figure 9 shows the enrichment and gadolinia distribution of the fuel rods that constitute the fuel assembly in Figure 8, and Figure 11 shows the enrichment and gadolinia distribution of the fuel rods that constitute the fuel assembly in Figure 10. An explanatory diagram, Fig. 12 is a 1/4 cross-sectional view of a core used in BWR, which is a preferred embodiment of the present invention, and Fig. 13 shows the increase rate of power peak with respect to the axial length of the natural uranium blanket. A characteristic diagram showing the relationship between the fuel economy improvement effect and Figure 14 is a characteristic diagram showing the relationship between the axial length of the low gadolinia concentration region and the fuel economy improvement effect, and Figure 15 is a characteristic diagram showing the relationship between the axial length of the low gadolinia concentration region and the fuel economy improvement effect. FIG. 3 is a characteristic diagram showing the relationship between the arrangement of fuel assemblies and the effect of improving fuel economy. 16, 20, 30, 40, 50...Fuel assembly, 17...Fuel rod, 18...Channel box, 19...Control rod, 60...Reactor core.
Claims (1)
有する燃料集合体において、上端部及び下端部の
少なくとも一方に設置された天然ウラン領域と、
燃料集合体横断面における平均濃縮度の異なる最
上部、中央部及び最下部の三つの領域を有する濃
縮ウラン領域とが軸方向に配置された燃料物質充
填領域を有し、前記最上部及び最下部領域の燃料
集合体横断面での平均濃縮度が、前記中央部領域
のそれよりも小さく、前記濃縮ウラン領域は軸方
向単位長さ当りの可燃性毒物の含有量が異なる二
以上の領域を有し、前記最上部領域における軸方
向単位長さ当りの前記可燃性毒物の含有量が、前
記濃縮ウラン領域の他の領域における軸方向単位
長さ当りの前記可燃性毒物の含有量よりも少なく
なつていることを特徴とする燃料集合体。 ２ 前記濃縮ウラン部領域の二つの前記最上部及
び最下部のうち少なくとも２領域における燃料集
合体横断面の平均濃縮度が実質的に同一である特
許請求の範囲第１項記載の燃料集合体。 ３ 前記天然ウラン領域の軸方向の長さが前記燃
料物質充填領域の軸方向の長さの1/24〜1/12の範
囲である特許請求の範囲第１項もしくは第２項記
載の燃料集合体。 ４ 前記濃縮ウラン部領域の最上部領域の軸方向
における長さを、前記燃料物質充填領域の軸方向
における長さの3/24〜5/24の範囲にした特許請求
の範囲第１項もしくは第２項もしくは第３項記載
の燃料集合体。 ５ 前記濃縮ウラン部領域の前記最下部領域と前
記中央部領域との境界の位置を、前記燃料物質充
填領域の下端から前記燃料物質領域の軸方向にお
ける長さの1/3〜7/12の範囲に配置した特許請求
の範囲第１項もしくは第２項もしくは第３項もし
くは第４項記載の燃料集合体。 ６ 燃料集合体の平均濃縮度よりも高い平均濃縮
度を有する前記燃料棒を、燃料集合体横断面にお
いて最外周に配置した特許請求の範囲第１項もし
くは第２項もしくは第３項もしくは第４項もしく
は第５項記載の燃料集合体。 ７ 内部に燃料物質が充填された複数の燃料棒を
有するとともに可燃性毒物を含有する第１燃料集
合体と、内部に燃料物質が充填された複数の燃料
棒を有するとともに前記第１燃料集合体よりも少
ない量の可燃性毒物を含有する第２燃料集合体と
が装荷されている炉心を有し、前記炉心の外周部
では前記第１及び第２燃料集合体のうち前記第２
燃料集合体が多く配置され、前記炉心の中央部で
は前記第１及び第２燃料集合体のうち前記第１燃
料集合体が多く配置されてなり前記第１及び第２
燃料集合体は、上端部及び下端部の少なくとも一
方に設置された天然ウラン領域と、燃料集合体横
断面における平均濃縮度の異なる最上部、中央部
及び最下部の三つの領域を有する濃縮ウラン領域
とが軸方向に配置された燃料物質充填領域を有
し、前記最上部及び最下部領域の燃料集合体横断
面での平均濃縮度が、前記中央領域のそれよりも
小さく、前記濃縮ウラン領域は軸方向単位長さ当
りの可燃性毒物の含有量が異なる二以上の領域を
有し、前記最上部領域における軸方向単位長さ当
りの前記可燃性毒物の含有量が、前記濃縮ウラン
領域の他の領域におけるそれよりも少なくなつて
いる原子炉。 ８ 前記炉心内に滞在して燃焼の進んだ前記第１
及び第２燃料集合体を、前記炉心の最外周部およ
び中央部の数本の制御棒のそれぞれを取囲む４体
づつの燃料集合体位置に配した特許請求の範囲第
７項記載の原子炉。[Scope of Claims] 1. In a fuel assembly having a plurality of fuel rods filled with fuel material, a natural uranium region installed at at least one of the upper end and the lower end;
an enriched uranium region having three regions having different average enrichments in the cross section of the fuel assembly, a top, a middle, and a bottom, and a fuel material filling region arranged in the axial direction; The average enrichment in the fuel assembly cross section of the region is smaller than that of the central region, and the enriched uranium region has two or more regions having different burnable poison contents per unit length in the axial direction. and the content of the burnable poison per unit length in the axial direction in the uppermost region is lower than the content of the burnable poison per unit length in the axial direction in the other regions of the enriched uranium region. A fuel assembly characterized by: 2. The fuel assembly according to claim 1, wherein the average enrichment of the cross section of the fuel assembly in at least two of the uppermost and lowermost regions of the enriched uranium region is substantially the same. 3. The fuel assembly according to claim 1 or 2, wherein the axial length of the natural uranium region is in the range of 1/24 to 1/12 of the axial length of the fuel material filling region. body. 4. Claim 1 or Claim 1, wherein the length in the axial direction of the top region of the enriched uranium region is within the range of 3/24 to 5/24 of the length in the axial direction of the fuel material filling region. The fuel assembly according to item 2 or 3. 5. The position of the boundary between the lowermost region and the central region of the enriched uranium region is set at a distance of 1/3 to 7/12 of the length in the axial direction of the fuel material region from the lower end of the fuel material filling region. A fuel assembly according to claim 1 or 2 or 3 or 4 arranged in a range. 6. Claim 1 or 2 or 3 or 4, wherein the fuel rods having an average enrichment higher than the average enrichment of the fuel assembly are arranged at the outermost periphery in the cross section of the fuel assembly. The fuel assembly according to item 5 or item 5. 7. A first fuel assembly having a plurality of fuel rods filled with a fuel substance inside and containing a burnable poison; and a first fuel assembly having a plurality of fuel rods inside thereof filled with a fuel substance. A reactor core is loaded with a second fuel assembly containing a burnable poison in an amount smaller than
Many fuel assemblies are arranged, and in the central part of the core, among the first and second fuel assemblies, many of the first fuel assemblies are arranged, and the first and second fuel assemblies are arranged in large numbers.
The fuel assembly includes a natural uranium region installed at at least one of the upper end and the lower end, and an enriched uranium region having three regions, the top, center, and bottom, each having a different average enrichment in the cross section of the fuel assembly. has an axially disposed fuel material filling region, wherein the average enrichment in the cross section of the fuel assembly in the top and bottom regions is less than that in the central region, and the enriched uranium region is It has two or more regions having different contents of burnable poison per unit length in the axial direction, and the content of the burnable poison per unit length in the axial direction in the uppermost region is different from that in the enriched uranium region. Nuclear reactors are becoming less common than that in the area of . 8. The first reactor remains in the reactor core and combustion progresses.
and a second fuel assembly is arranged at four fuel assembly positions each surrounding several control rods at the outermost peripheral portion and the central portion of the reactor core. .
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60081780A JPS61240193A (en) | 1985-04-17 | 1985-04-17 | Fuel aggregate and nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60081780A JPS61240193A (en) | 1985-04-17 | 1985-04-17 | Fuel aggregate and nuclear reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61240193A JPS61240193A (en) | 1986-10-25 |
| JPH0378954B2 true JPH0378954B2 (en) | 1991-12-17 |
Family
ID=13755990
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60081780A Granted JPS61240193A (en) | 1985-04-17 | 1985-04-17 | Fuel aggregate and nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61240193A (en) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2723252B2 (en) * | 1988-06-01 | 1998-03-09 | 株式会社東芝 | Reactor fuel assemblies |
| JP5002189B2 (en) * | 2006-05-17 | 2012-08-15 | 原子燃料工業株式会社 | Reactor fuel assembly |
-
1985
- 1985-04-17 JP JP60081780A patent/JPS61240193A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS61240193A (en) | 1986-10-25 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |