JPH0527066A - Fuel assembly - Google Patents

Fuel assembly

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JPH0527066A
JPH0527066A JP3186108A JP18610891A JPH0527066A JP H0527066 A JPH0527066 A JP H0527066A JP 3186108 A JP3186108 A JP 3186108A JP 18610891 A JP18610891 A JP 18610891A JP H0527066 A JPH0527066 A JP H0527066A
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fuel rod
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肇男 青山
Akiyoshi Nakajima
章喜 中島
Kunitoshi Kurihara
国寿 栗原
Junichi Koyama
淳一 小山
Junjiro Nakajima
潤二郎 中島
Taisuke Bessho
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Abstract

PURPOSE:To improve the economic efficiency of fuel by positioning the interval having a narrow width among the interval between fuel rod rows, between the intervals having a wide width and allowing all the fuel rods contiguous to a moderator rod to be included in a plurality of fuel rod rows forming the interval having the narrow width. CONSTITUTION:Fuel rods 6 are arranged in ten rows of A1-J1 and in ten rows of A2-J2 in the crossing direction at right angle. Two side surfaces of a lower part tie plate 4 cross with the fuel rods 6 at right angles, and the upper surface of the plate 4 has a square shape. The fuel rods 6 in four lines and four rows at each corner part of the assembly are arranged in an orthogonal lattice form, and the fuel rod 6 rows interposed between the orthogonal lattice are arranged in deflection to a horizontal rod 7 side. Accordingly, twelve fuel rods which are contiguous to the rod 7 form equilateral triangular lattices. With this constitution, the interval (d, f) having a narrow width among between the fuel rod 6 rows is positioned between the interval having a wide width, and the pitch increases by 3%, in comparison with the arrangement consisting of only the orthogonal. lattice. Accordingly, the thermal allowance is increased, and the void reaction degree coefficient can be reduced.

Description

【発明の詳細な説明】Detailed Description of the Invention

【０００１】[0001]

【産業上の利用分野】本発明は、燃料集合体に係り、特
に沸騰水型原子炉に適用するのに好適な高燃焼度化をめ
ざした燃料集合体に関するものである。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a fuel assembly, and more particularly to a fuel assembly aiming at high burnup suitable for application to a boiling water reactor.

【０００２】[0002]

【従来の技術】沸騰水型原子炉に装荷される従来の燃料
集合体は、四角筒のチャンネルボックスと、このチャン
ネルボックス内に収納された燃料バンドルとを有する。
燃料バンドルは、上部及び下部タイプレート、上部及び
下部タイプレートに上端部及び端部が保持される複数の
燃料棒及び水ロッド、及び燃料棒，水ロッドの相互の間
隔を保持する燃料スペーサを含む。燃料スペーサは、燃
料集合体の軸方向に複数個配置される。2. Description of the Related Art A conventional fuel assembly loaded in a boiling water nuclear reactor has a square tube channel box and a fuel bundle housed in the channel box.
The fuel bundle includes an upper and lower tie plate, a plurality of fuel rods and water rods whose upper and lower ends are held by the upper and lower tie plates, and a fuel spacer that maintains a distance between the fuel rods and the water rods. . A plurality of fuel spacers are arranged in the axial direction of the fuel assembly.

【０００３】近年、原子炉の連続運転期間の延長，ウラ
ン資源の有効利用、さらに使用済み燃料発生量の低減の
観点から、燃料集合体の高燃焼度化が進められている。
高燃焼度化のためには燃料の濃縮度を高める必要があ
る。しかし、濃縮度の増加に伴う、中性子の平均エネル
ギーの上昇に起因して、ボイド変化による反応度変化の
増大、及び核分裂性物質有効利用の阻害が生じるという
課題があった。これらに対する対応策は、燃料集合体内
の減速材割合を増大し、中性子の平均エネルギーを低減
することである。In recent years, from the viewpoints of extending the continuous operation period of a nuclear reactor, effectively utilizing uranium resources, and reducing the amount of spent fuel, the burnup of fuel assemblies has been promoted.
In order to achieve high burnup, it is necessary to increase the fuel enrichment. However, there is a problem that the increase in the average energy of neutrons with the increase in enrichment causes an increase in the reactivity change due to the void change and an inhibition of the effective use of the fissile material. A countermeasure against these is to increase the moderator ratio in the fuel assembly and reduce the average energy of neutrons.

【０００４】高燃焼度化による他の課題は、濃縮度の高
い(反応度の高い)燃料集合体が炉心内に存在する（炉心
の径方向出力ピ−キングが増大）ことによって生じる熱
的余裕の減少である。Another problem caused by the high burnup is a thermal margin caused by the presence of a highly enriched (highly reactive) fuel assembly in the core (increased radial power peaking of the core). Is a decrease.

【０００５】一方、従来の沸騰水型原子炉は、チャンネ
ルボックスの外側に制御棒及び中性子検出器計装管を配
置する構成になっている。このため、これらの装置が挿
入されるだけの間隙（水ギャップ）が、燃料集合体間に
設けられる。この水ギャップは飽和水で満たされている
ため、燃料集合体周辺部（水ギャップに近い領域）の燃
料棒と燃料集合体中心部の燃料棒ではその飽和水によっ
て受ける影響の度合が異なる。すなわち、水ギャップに
近い燃料集合体周辺部は、実効的には減速材対燃料比が
大きな領域となり、燃料集合体の核的な特性を決める要
因である減速材対燃料比が燃料集合体内の位置により異
なる。On the other hand, the conventional boiling water reactor has a structure in which the control rod and the neutron detector instrumentation pipe are arranged outside the channel box. For this reason, a gap (water gap) into which these devices are inserted is provided between the fuel assemblies. Since this water gap is filled with saturated water, the degree of influence of the saturated water is different between the fuel rods in the peripheral portion of the fuel assembly (the region near the water gap) and the fuel rods in the central portion of the fuel assembly. That is, in the fuel assembly peripheral portion near the water gap, the moderator-to-fuel ratio is effectively large, and the moderator-to-fuel ratio, which is a factor that determines the core characteristics of the fuel assembly, is within the fuel assembly. It depends on the position.

【０００６】減速材対燃料比は、前述の中性子の平均エ
ネルギーを決定するパラメ−タであり、その値が大きい
ほど中性子平均エネルギーが低く（中性子スペクトルが
ソフトに）なる。減速材対燃料比を増大する方法には、
減速材領域あるいは減速材密度を増大する方法と燃料を
減少する方法がある。具体的には、沸騰水領域（燃料
集合体内の冷却材流路の領域。但し、水ロッドの部分は
除く）の増大、具体的には、燃料棒本数の減少、あるい
は燃料棒外径の減少、及び非沸騰水領域（水ロッド領
域あるいはギャップ水領域）の増大等がある。しかし、
このような対策を採用した燃料集合体は、燃料装荷量の
減少による燃料経済性の低下と共に燃料棒全長の減少に
よる線出力密度の増大、あるいは燃料集合体内の冷却材
流路面積の減少による圧力損失の増大という新たな課題
を生じる。The moderator-to-fuel ratio is a parameter that determines the above-mentioned average energy of neutrons, and the larger the value, the lower the average energy of neutrons (softer neutron spectrum). Ways to increase the moderator to fuel ratio include:
There are methods to increase moderator area or moderator density and methods to reduce fuel. Specifically, the boiling water area (the area of the coolant passage in the fuel assembly, excluding the water rod portion) is increased, specifically, the number of fuel rods is decreased, or the outer diameter of the fuel rods is decreased. , And an increase in the non-boiling water region (water rod region or gap water region). But,
A fuel assembly that employs such measures reduces fuel economy due to a decrease in fuel loading and increases linear power density due to a decrease in overall fuel rod length, or pressure due to a decrease in the coolant passage area within the fuel assembly. The new problem of increasing losses arises.

【０００７】これらの課題を解決する従来の基本的な方
策としては、燃料集合体の格子配列数を増大して燃料棒
本数を増加する方法、更には特開昭52−50498 号公報の
ように燃料棒有効長が異なる燃料棒で燃料集合体を構成
する方法がある。前者は、平均線出力密度を減少させ
て、また伝熱面積を増大させて、熱的余裕を高めること
ができる。一方、後者は、摩擦圧損が大きな二層流部
(炉心上部)の冷却材流路面積の増大を図ることにより、
燃料装荷量を減少させずに圧力損失を低減できる。As a conventional basic measure for solving these problems, a method of increasing the number of grids of the fuel assembly to increase the number of fuel rods, and further, as disclosed in JP-A-52-50498. There is a method of forming a fuel assembly with fuel rods having different active lengths. The former can reduce the average linear power density and increase the heat transfer area to increase the thermal margin. On the other hand, the latter is a two-layer flow part with large friction pressure loss.
By increasing the area of the coolant flow path (upper core),
The pressure loss can be reduced without reducing the fuel loading amount.

【０００８】[0008]

【発明が解決しようとする課題】既設の沸騰水型原子炉
の炉心にバックフィトすることを考えた場合、燃料装荷
量を確保するとともに、前述の圧力損失，ボイド係数及
び熱的余裕（線出力密度及び限界出力）等を、現在用い
られている燃料集合体のそれらと同等にすることが望ま
しい。In consideration of backfitting to the core of an existing boiling water reactor, the fuel loading amount is secured, and the pressure loss, void coefficient and thermal margin (line output) described above are secured. It is desirable to make the density and the limit output) equal to those of currently used fuel assemblies.

【０００９】しかし、単純に格子配列を増加する方法で
は、燃料格子配列の増加に伴って燃料棒ピッチが減少
し、燃料装荷量を確保するために必要となる外径を有す
る燃料棒を挿入するだけのスペースが確保できない。こ
れは、燃料装荷量の減少により燃料経済性を損なうだけ
でなく、燃料棒の時定数が増大し安定性を損ねたり、さ
らに、燃料棒の曲がりが加速されるという問題が生じ
る。However, in the method of simply increasing the lattice arrangement, the fuel rod pitch decreases as the fuel lattice arrangement increases, and a fuel rod having an outer diameter necessary to secure the fuel loading amount is inserted. Cannot secure enough space. This not only impairs fuel economy due to a decrease in the amount of fuel loaded, but also causes a problem that the time constant of the fuel rod increases and impairs stability, and further, the bending of the fuel rod is accelerated.

【００１０】また、水ロッド領域の増大は、以下の問題
を生じる。水ロッド領域の増大は、水ロッド本数の増加
または水ロッドの直径の増大（太径水ロッドの配置）に
よって達成される。製造性の点から円形の水ロッドを使
用すると、正方格子状に配列された燃料棒と円形の水ロ
ッドの間に大きな冷却材流路が構成される。この冷却材
流路に、除熱効果の小さな冷却材が多量に流れる。これ
は、燃料集合体の限界出力の低下をもたらす。これに対
しては、特開昭63−187192号公報に記載のように、燃料
棒の一部を水ロッドの方向にずらして配置する方法、あ
るいは水ロッドを正方形とする方法がある。しかし、燃
料集合体の構成を一部変更するこれらの方法では、燃料
スペーサの構成が複雑になったり、水ロッドに隣接する
燃料棒の中性子減速状態が位置により異なるため、出力
に分布が生じることになる。Further, the increase of the water rod area causes the following problems. The increase of the water rod area is achieved by increasing the number of water rods or the diameter of the water rods (arrangement of large diameter water rods). When a circular water rod is used in terms of manufacturability, a large coolant channel is formed between the fuel rods arranged in a square lattice and the circular water rods. A large amount of the coolant having a small heat removal effect flows through the coolant passage. This leads to a reduction in the critical output of the fuel assembly. To solve this, as described in JP-A-63-187192, there is a method in which a part of the fuel rod is displaced in the direction of the water rod, or a method in which the water rod is square. However, in these methods of partially changing the structure of the fuel assembly, the structure of the fuel spacer becomes complicated, and the neutron deceleration state of the fuel rod adjacent to the water rod differs depending on the position, so that the output is distributed. become.

【００１１】一方、減速材対燃料比を増大させることな
く中性子の平均エネルギーを低くできる技術があれば上
記の問題が生じない。発明者等の検討により、燃料集合
体相互間に非沸騰水領域が存在する沸騰水型原子炉の炉
心においては、減速材の分布によっても、燃料集合体内
の中性子の減速効果が異なることが明かになった。すな
わち、水ロッドの周辺とチャンネルボックスの周辺で
は、中性子減速効果に対する減速材の感度が異なり、後
者ほど少ない減速材量で中性子スペクトルをソフトにで
きることが分かった。沸騰水型原子炉の冷却水は、冷却
材と減速材の機能を有する。On the other hand, the above problem does not occur if there is a technique capable of lowering the average energy of neutrons without increasing the moderator-to-fuel ratio. In the core of a boiling water reactor in which a non-boiling water region exists between fuel assemblies, it has been revealed by the inventors that the moderating effect of neutrons in the fuel assembly is different depending on the moderator distribution. Became. That is, it was found that the sensitivity of the moderator to the neutron moderating effect is different between the vicinity of the water rod and the vicinity of the channel box, and the latter can make the neutron spectrum softer with a smaller moderator amount. The cooling water of a boiling water reactor has the functions of a coolant and a moderator.

【００１２】前述の特開昭63−187192号公報の図１及び
図２のように、燃料棒列の間隔を変えずに一部の燃料棒
を水ロッド側にずらしただけでは、水ロッドとこれに隣
接する複数の燃料棒との間に存在する減速材量は減少す
るが、燃料集合体内でのチャンネルボックス付近、特に
コーナー部付近における減速材分布は変わらない。この
ため、水ロッド周辺部での減速材量が減少し熱的余裕が
増大する。しかし、燃料集合体内でのチャンネルボック
ス付近、特にコーナー部付近における反応度制御特性の
改善効果（冷温停止時に発生する反応度の減少及びボイ
ド反応度係数の減少)が得られない。As shown in FIGS. 1 and 2 of the above-mentioned Japanese Patent Laid-Open No. 187192/1988, it is possible to obtain a water rod by simply shifting some of the fuel rods to the water rod side without changing the distance between the fuel rod rows. The amount of moderator existing between the fuel rods adjacent to the fuel rods decreases, but the moderator distribution in the vicinity of the channel box in the fuel assembly, particularly in the vicinity of the corner, does not change. For this reason, the amount of moderator around the water rod is reduced and the thermal margin is increased. However, the effect of improving the reactivity control characteristics in the vicinity of the channel box in the fuel assembly, particularly in the vicinity of the corners (reduction of reactivity generated at cold shutdown and decrease of void reactivity coefficient) cannot be obtained.

【００１３】特開昭64−88292 号公報は、最外周から一
層目の燃料棒と二層目の燃料棒との間の間隔が、最外周
から三層目を含めてこの内側に配置された燃料棒間の間
隔よりも狭くなっている。このため、横断面で中性子束
が最も高い燃料集合体の最外周部（最外周から一層目の
領域）に位置する燃料棒の本数が減少する。従って、核
燃料を最も有効に利用できる最外周部の燃料棒本数が少
ないことは、燃料経済性が損なわれる。In JP-A-64-88292, the distance between the fuel rods of the first layer and the fuel rods of the second layer from the outermost periphery is arranged inside the fuel rods including the third layer from the outermost periphery. It is narrower than the space between the fuel rods. For this reason, the number of fuel rods located in the outermost peripheral portion (the region of the first layer from the outermost periphery) of the fuel assembly having the highest neutron flux in the cross section is reduced. Therefore, the small number of fuel rods in the outermost peripheral portion where the nuclear fuel can be used most effectively impairs fuel economy.

【００１４】本発明の目的は、熱的余裕の増大及びボイ
ド反応度係数の減少を図ることができる燃料集合体を提
供することにある。An object of the present invention is to provide a fuel assembly capable of increasing the thermal margin and decreasing the void reactivity coefficient.

【００１５】本発明の他の目的は、燃料経済性を向上で
きる燃料集合体を提供することにある。Another object of the present invention is to provide a fuel assembly which can improve fuel economy.

【００１６】[0016]

【課題を解決するための手段】上記した本発明の目的
は、各々が配列された複数の前記燃料棒を含み前記下部
タイプレートの側面と実質的に直行する複数の燃料棒列
を有する燃料集合体において、前記燃料棒列相互間に形
成された間隔のうち幅の狭い間隔が、これよりも幅の広
い間隔の間に位置し、前記減速材棒に隣接する全ての前
記燃料棒は、前記幅の狭い間隔を形成する複数の燃料棒
列に含まれていることを特徴とする燃料集合体によって
達成される。SUMMARY OF THE INVENTION It is an object of the present invention to provide a fuel assembly having a plurality of fuel rod rows each of which includes a plurality of fuel rods arranged therein and which are substantially orthogonal to a side surface of the lower tie plate. In the body, a narrower interval among the intervals formed between the fuel rod rows is positioned between wider intervals, and all the fuel rods adjacent to the moderator rod are This is achieved by a fuel assembly characterized by being included in a plurality of fuel rod rows forming a narrow space.

【００１７】本発明の他の目的は、各々が配列された複
数の前記燃料棒を含み前記下部タイプレートの側面と実
質的に直行する複数の燃料棒列を有する燃料集合体にお
いて、前記減速手段は、軸方向の上部で下部よりも横断
面積が大きく、前記燃料棒は、複数の第１燃料棒、及び
これよりも軸方向長が短い複数の第２燃料棒であって前
記減速手段の横断面積が小さい下部の部分に隣接して配
置され燃料集合体横断面の平均濃縮度よりも低い濃縮度
を有する前記第２燃料棒を含み、前記減速手段の下部で
の横断面積を、熱中性子束の径方向分布の最小値及び共
鳴中性子束の径方向分布の最小値が共に前記第２燃料棒
よりも径方向外側の領域に位置する大きさに設定し、前
記燃料棒列相互間に形成された間隔のうち幅の狭い間隔
が、これよりも幅の広い間隔の間に位置し、前記減速手
段の横断面積の大きな上部の部分に隣接する全ての前記
第１燃料棒は、前記幅の狭い間隔を形成する複数の燃料
棒列に含まれており、ことを特徴とする燃料集合体によ
って達成される。Another object of the present invention is to provide a fuel assembly having a plurality of fuel rod rows each including a plurality of fuel rods arranged in an array and being substantially orthogonal to a side surface of the lower tie plate. Has a larger cross-sectional area at the upper part in the axial direction than at the lower part, and the fuel rods are a plurality of first fuel rods and a plurality of second fuel rods having a shorter axial length than the first fuel rods, A second fuel rod having an enrichment lower than an average enrichment of a fuel assembly cross section, which is disposed adjacent to a lower portion having a smaller area, and a cross-sectional area at a lower portion of the moderator is defined as a thermal neutron flux. And the minimum value of the radial distribution of the resonant neutron flux are both set to a size located in the region radially outside the second fuel rods, and are formed between the fuel rod rows. The narrowest of the intervals is All the first fuel rods located between the wide intervals and adjacent to the upper part of the cross-sectional area of the speed reducer are included in a plurality of fuel rod rows forming the narrow intervals, It is achieved by a fuel assembly characterized by the following.

【００１８】[0018]

【作用】本発明の特徴によれば、燃料棒列相互間に形成
された間隔のうち幅の狭い間隔が、これよりも幅の広い
間隔の間に位置しているので、燃料集合体のコーナー
部、特に炉心内に装荷されたとき水ギャップ付近におけ
る冷却材量が増加し、ボイド反応度係数が減少する。減
速材棒に隣接する全ての燃料棒は、前記幅の狭い間隔を
形成する複数の燃料棒列に含まれているので、減速材棒
とこれに隣接する核燃料棒との間の間隔が小さくなり減
速材棒周囲の冷却材量を減少でき、熱的余裕が増大す
る。更に、減速材棒の周囲の燃料棒が均等に配置でき、
これも熱的余裕の増大に貢献する。According to the features of the present invention, the narrower interval among the intervals formed between the fuel rod rows is located between the wider intervals, so that the corners of the fuel assembly are When it is loaded into the core, especially in the core, the amount of coolant increases near the water gap and the void reactivity coefficient decreases. Since all the fuel rods adjacent to the moderator rod are included in the plurality of fuel rod rows forming the narrow space, the space between the moderator rod and the nuclear fuel rod adjacent thereto is reduced. The amount of coolant around the moderator rod can be reduced, and the thermal margin is increased. Furthermore, the fuel rods around the moderator rod can be evenly arranged,
This also contributes to an increase in thermal margin.

【００１９】本発明の他の特徴によれば、軸方向の上部
で下部より横断面積の大きい減速材手段を配置すること
により、減速材対燃料比の燃料集合体軸方向の分布及び
燃料集合体上部の径方向の分布が改善される。また、減
速材手段に隣接して、燃料集合体横断面の平均濃縮度よ
り低い濃縮度を有する第２燃料棒を配置すると共に、減
速材手段の軸方向下部での横断面積を、熱中性子束の径
方向分布の最小値及び共鳴中性子束の径方向の最小値が
共に第２燃料棒よりも径方向外側の領域に位置する大き
さに設定することにより、共鳴中性子束の吸収効果の増
大と熱中性子束の径方向の平坦化が図れ、燃料経済性が
向上しかつ余剰反応度の制御が改善される。According to another feature of the invention, by disposing moderator means having a larger cross-sectional area at the upper part in the axial direction than at the lower part, the distribution of the moderator to fuel ratio in the axial direction of the fuel assembly and the fuel assembly. The radial distribution of the upper part is improved. Further, a second fuel rod having an enrichment lower than the average enrichment of the cross section of the fuel assembly is arranged adjacent to the moderator means, and the cross-sectional area of the moderator means in the lower axial direction is determined by the thermal neutron flux. By setting both the minimum value of the radial distribution and the minimum value of the resonance neutron flux in the radial direction to be located in the region radially outside the second fuel rod, the absorption effect of the resonance neutron flux can be increased. The thermal neutron flux can be flattened in the radial direction, the fuel economy is improved, and the control of the excess reactivity is improved.

【００２０】[0020]

【実施例】高燃焼度化に伴う出力ピーキングの増大によ
る燃料集合体の最大線出力密度増大を考慮して、燃料棒
配列は、従来の８行８列格子（以下、８×８格子とい
う）から１０行１０列格子（以下、１０×１０格子とい
う）に変更することが望ましい。以下、本発明の実施例
は１０×１０格子の燃料集合体を例に取って説明する
が、９行９列格子及び１１行１１列格子の燃料集合体に
適用することもできる。以下、本発明の実施例を詳細に
説明する。EXAMPLE Taking into consideration the increase in the maximum line power density of the fuel assembly due to the increase in the output peaking accompanying the higher burnup, the fuel rod array has a conventional 8-row by 8-column lattice (hereinafter referred to as 8 × 8 lattice). To 10 rows and 10 columns lattice (hereinafter referred to as 10 × 10 lattice). Hereinafter, the embodiment of the present invention will be described by taking a fuel assembly of 10 × 10 lattice as an example, but it can be applied to a fuel assembly of 9 × 9 lattice and 11 × 11 lattice. Hereinafter, examples of the present invention will be described in detail.

【００２１】（実施例１）実施例１の構造を図１及び２
に基づいて説明する。本実施例の燃料集合体は、上部タ
イプレート３及び下部タイプレート４を有し、複数の燃
料棒６の上下端部が上部及び下部タイプレートに支持さ
れている。横断面の中央部に、水ロッド７が、配置され
ている。この水ロッド７の上下端部も、上部及び下部タ
イプレートに支持されている。燃料集合体の軸方向に
は、燃料スペ−サ５が、所定の間隔をもって７個配置さ
れている。これらの燃料スペ−サ５は、燃料棒６の相互
の間隔、及び水ロッド７と燃料棒６との間の間隔を所定
幅に保持する。これによって、燃料棒６に冷却水が流れ
る冷却材通路が形成される。燃料集合体は、更に、チャ
ンネルボックス１を有する。このチャンネルボックス１
は、上端部が上部タイプレート３に取り付けられ、燃料
棒６の束を取り囲んでいる。この燃料集合体が炉心内に
装荷された状態で、冷却水は、下部タイプレート４を通
ってチャンネルボックス１内に形成された上記冷却材通
路内に流入する。冷却水は、燃料棒６を冷却しつつ上昇
し、一部が蒸気になって、上部タイプレート３を通過し
て燃料集合体外に流出する。Example 1 The structure of Example 1 is shown in FIGS.
It will be described based on. The fuel assembly of this embodiment has an upper tie plate 3 and a lower tie plate 4, and upper and lower ends of a plurality of fuel rods 6 are supported by the upper and lower tie plates. A water rod 7 is arranged at the center of the cross section. The upper and lower ends of the water rod 7 are also supported by the upper and lower tie plates. Seven fuel spacers 5 are arranged at predetermined intervals in the axial direction of the fuel assembly. These fuel spacers 5 maintain the distance between the fuel rods 6 and the distance between the water rods 7 and the fuel rods 6 within a predetermined width. As a result, a coolant passage through which the cooling water flows is formed in the fuel rod 6. The fuel assembly further has a channel box 1. This channel box 1
Has an upper end attached to the upper tie plate 3 and surrounds a bundle of fuel rods 6. With the fuel assembly loaded in the core, cooling water flows through the lower tie plate 4 into the coolant passage formed in the channel box 1. The cooling water rises while cooling the fuel rods 6, part of which becomes steam, passes through the upper tie plate 3, and flows out of the fuel assembly.

【００２２】水ロッド７の外径は、燃料棒６の配列ピッ
チよりも大きく、その横断面の内側面積が約１１cm2 で
ある。水ロッド７内にも、飽和水である冷却水が下から
上に向かって流れる。この水ロッド７は、燃料棒６が正
方格子で配置された状態で１２本の燃料棒６が配置可能
な領域を占有している。The outer diameter of the water rod 7 is larger than the arrangement pitch of the fuel rods 6, and the inner surface area of its cross section is about 11 cm 2 . Cooling water, which is saturated water, also flows into the water rod 7 from the bottom to the top. The water rods 7 occupy a region where 12 fuel rods 6 can be arranged in a state where the fuel rods 6 are arranged in a square lattice.

【００２３】次に、燃料棒６の配列について説明する。
燃料集合体は、図１に示すように、Ａ1〜Ｊ1の１０列の
燃料棒配列を有する。これと直行する方向にＡ2〜Ｊ2の
１０行の燃料棒配列を有する。燃料棒列Ａ1〜Ｊ1は、図
１に示すように、下部タイプレート４の１つの側面に直
行して配置される。燃料棒列Ａ2〜Ｊ2も、下部タイプレ
ート４の他の１つの側面に直行して配置される。燃料棒
６Ａは、燃料棒列Ｂ1 及びＢ2 に含まれる。下部タイプ
レート４上面は、図１のように正方形状をしている。燃
料集合体のコーナー部に位置する４行４列の燃料棒６
（例えば、燃料棒列Ａ2〜Ｄ2及びＡ1〜Ｄ1の各交点に位
置する燃料棒６）は、正方格子Ｌ1 で配置される。この
ような４行４列の燃料棒配列は、他の３つのコーナー部
にも存在する。２つの４行４列の燃料棒配列にはさまれ
た位置にある燃料棒列（例えば、燃料棒列Ｅ1及びＦ1，
Ｅ2及びＦ2）に含まれる燃料棒６は、水ロッド７側にず
れて位置する。すなわち、燃料棒列Ｅ1 に含まれる燃料
棒６は、その燃料棒列と対向する燃料棒列Ｄ1に含まれ
る燃料棒６と正三角形格子Ｌ2を形成するように配置さ
れる。燃料棒列Ｆ1に含まれる燃料棒６は、その燃料棒
列と対向する燃料棒列Ｇ1に含まれる燃料棒６と正三角
形格子を形成するように配置される。燃料棒列Ｅ1 及び
Ｆ1 に含まれる燃料棒６は、互いに正方格子を形成する
ように配置される。このため、燃料棒列Ｄ1と燃料棒列
Ｅ1との間の間隔ｄ、及び燃料棒列Ｆ1 と燃料棒列Ｇ1
との間の間隔ｆは、他の燃料棒列間の間隔（例えば間隔
ａ，ｅ）よりも狭くなっている。正三角形格子を形成す
る燃料棒を含む燃料棒列間の間隔は、正方格子を形成す
る燃料棒を含む燃料棒列間のそれよりも狭い。正方格子
及び正三角形格子で配置された燃料棒６の配列ピッチ
は、等しい。Next, the arrangement of the fuel rods 6 will be described.
As shown in FIG. 1, the fuel assembly has a fuel rod array of 10 rows A 1 to J 1 . The fuel rod array has 10 rows of A 2 to J 2 in a direction orthogonal to this. The fuel rod rows A 1 to J 1 are arranged orthogonally to one side surface of the lower tie plate 4, as shown in FIG. The fuel rod rows A 2 to J 2 are also arranged orthogonally to another side surface of the lower tie plate 4. The fuel rod 6A is included in the fuel rod rows B 1 and B 2 . The upper surface of the lower tie plate 4 has a square shape as shown in FIG. 4x4 fuel rods 6 located at the corners of the fuel assembly
(For example, the fuel rods 6 located at the intersections of the fuel rod rows A 2 to D 2 and A 1 to D 1 ) are arranged in a square lattice L 1 . Such a fuel rod array of 4 rows and 4 columns also exists in the other three corner portions. The fuel rod rows (eg, fuel rod rows E 1 and F 1 ,
The fuel rods 6 included in E 2 and F 2 ) are located on the side of the water rod 7 with a shift. That is, the fuel rods 6 included in the fuel rod row E 1 are arranged so as to form an equilateral triangular lattice L 2 with the fuel rods 6 included in the fuel rod row D 1 facing the fuel rod row. The fuel rods 6 included in the fuel rod row F 1 are arranged so as to form an equilateral triangle lattice with the fuel rods 6 included in the fuel rod row G 1 facing the fuel rod row. The fuel rods 6 included in the fuel rod rows E 1 and F 1 are arranged so as to form a square lattice with each other. Therefore, the distance d between the fuel rod row D 1 and the fuel rod row E 1 , and the fuel rod row F 1 and the fuel rod row G 1
The distance f between the fuel cells is smaller than the distance between the other fuel rod rows (for example, the distances a and e). The spacing between the rows of fuel rods containing the fuel rods forming the equilateral triangle grid is narrower than that between the rows of fuel rods containing the fuel rods forming the square grid. The arrangement pitches of the fuel rods 6 arranged in the square lattice and the regular triangular lattice are equal.

【００２４】このような燃料棒配列にすることにより、
水ロッド７に隣接する１２本の燃料棒６は、図１に示す
ように、全て、正三角形格子を構成する燃料棒である。
これらの１２本の燃料棒６の各々と水ロッド７との間の
間隔は、等間隔である。By using such a fuel rod arrangement,
The twelve fuel rods 6 adjacent to the water rod 7 are all fuel rods forming an equilateral triangular lattice as shown in FIG.
The distance between each of these twelve fuel rods 6 and the water rod 7 is equal.

【００２５】また、燃料棒列Ｅ1及びＦ1のように燃料棒
６を水ロッド７側にずらすことにより、これらの列に含
まれる燃料棒のうちチャンネルボックス１に隣接する燃
料棒６とチャンネルボックス１との間の間隔が、他の燃
料棒列においてチャンネルボックス１に隣接する燃料棒
６とチャンネルボックス１との間の間隔よりも大きくな
る。すなわち、燃料棒列Ｅ1及びＦ1に含まれる燃料棒の
うちチャンネルボックス１に隣接する燃料棒６とチャン
ネルボックス１との間に、幅の広い冷却材通路８が形成
される。この冷却材通路８の形成により、燃料集合体の
圧力損失が低減され、チャンネル安定性が向上する。冷
却材通路８の形成は、チャンネルボックス１内の冷却材
通路面積が後述の実施例２よりも約５cm2 増加するの
で、実施例１における圧力損失を実施例２よりも約０.
０２MPa低減できる。By displacing the fuel rods 6 toward the water rods 7 as in the fuel rod rows E 1 and F 1 , the fuel rods 6 and the channels adjacent to the channel box 1 among the fuel rods included in these rows are channeled. The spacing between the box 1 and the box 1 is larger than the spacing between the fuel rods 6 adjacent to the channel box 1 and the channel box 1 in another fuel rod row. That is, the wide coolant passage 8 is formed between the channel box 1 and the fuel rod 6 adjacent to the channel box 1 among the fuel rods included in the fuel rod rows E 1 and F 1 . By forming the coolant passages 8, the pressure loss of the fuel assembly is reduced and the channel stability is improved. Since the coolant passage area in the channel box 1 is increased by about 5 cm 2 in the formation of the coolant passages 8 as compared with the second embodiment described later, the pressure loss in the first embodiment is about 0.
It can be reduced by 02 MPa.

【００２６】実施例１は、各々が配列された複数の燃料
棒を含み下部タイプレート４の側面と実質的に直行する
複数の燃料棒列Ａ1〜Ｊ1及びＡ2〜Ｊ2を有し、燃料棒列
相互間に形成された間隔のうち幅の狭い間隔（ｄ，ｆ）
がこれよりも幅の広い間隔の間に位置され、水ロッド７
に隣接する全ての燃料棒６がその幅の狭い間隔を形成す
る複数の燃料棒列（例えば、燃料棒列Ｄ1〜Ｇ1）に含ま
れているといえる。Example 1 has a plurality of fuel rod rows A 1 -J 1 and A 2 -J 2 each including a plurality of fuel rods arranged in an array and substantially orthogonal to the side surface of the lower tie plate 4 . , The narrowest of the intervals formed between the fuel rod rows (d, f)
Are located in a wider space than this and the water rod 7
It can be said that all the fuel rods 6 adjacent to are included in a plurality of fuel rod rows (for example, fuel rod rows D 1 to G 1 ) forming a narrow interval.

【００２７】燃料棒列相互間に形成された間隔のうち幅
の狭い間隔（ｄ，ｆ）がこれよりも幅の広い間隔の間に
位置するので、燃料棒６の配列ピッチが正方格子のみの
配列に比べ約０.４ mm（３％）増大できる。このため前
述のコ−ナ−部に位置する４行４列の燃料棒配列の部分
（燃料棒６は正方格子配列）の燃料棒６間隔を広げるこ
とができ、コーナー部、特に実施例１の燃料集合体が炉
心内に装荷された状態での水ギャップ付近における冷却
水量が増加する。従って、ボイド反応度係数が減少し、
ボイド率が変化したとき（例えば、原子炉の運転状態が
高温停止時から冷温停止時に変化したとき）の反応度の
変化が小さくなる。Since the narrower intervals (d, f) among the intervals formed between the fuel rod rows are located between the wider intervals, the arrangement pitch of the fuel rods 6 is only a square lattice. It can be increased by about 0.4 mm (3%) compared to the array. Therefore, it is possible to widen the interval between the fuel rods 6 in the portion of the fuel rod array of 4 rows and 4 columns (the fuel rods 6 are square lattice array) located in the above-mentioned corner portion, and the corner portion, especially in the first embodiment The amount of cooling water near the water gap increases when the fuel assembly is loaded in the core. Therefore, the void reactivity coefficient decreases,
The change in reactivity becomes small when the void fraction changes (for example, when the operating state of the reactor changes from a hot shutdown to a cold shutdown).

【００２８】上記の燃料棒のピッチの増加分を、燃料イ
ンベントリー（燃料装荷量）の増加に活用することもで
きる。すなわち、燃料棒外径を約０.４mm 太くできるの
で、燃料インベントリーを約８％増大でき、必要天然ウ
ラン量を３％低減できる。燃料棒外径の増加は、安定性
の向上と燃料棒曲がりの低減も達成できる。燃料棒外径
の増加は圧力損失の増大をもたらすが、これは後述する
ように部分長燃料棒を採用することで解決できる。The above-mentioned increase in the pitch of the fuel rods can be utilized for increasing the fuel inventory (fuel loading amount). That is, since the outer diameter of the fuel rod can be increased by about 0.4 mm, the fuel inventory can be increased by about 8% and the required amount of natural uranium can be reduced by 3%. Increasing the outer diameter of the fuel rod can also improve the stability and reduce the bending of the fuel rod. An increase in the outer diameter of the fuel rod causes an increase in pressure loss, which can be solved by adopting a partial length fuel rod as described later.

【００２９】更に、実施例１は、水ロッド７に隣接する
全ての燃料棒６がその幅の狭い間隔を形成する複数の燃
料棒列（例えば、燃料棒列Ｄ1〜Ｇ1）に含まれているの
で、水ロッド７とこれに隣接する１２本の燃料棒６との
間の間隔を小さくできる。従って、従来の燃料集合体に
おいて、水ロッド７の周囲に存在した無駄な冷却材通路
の面積が減少するためボイド率分布が平坦化され、限界
出力を増大できる。すなわち、熱的余裕が増大する。本
実施例は、水ロッド７とこれに隣接する１２本の燃料棒
６との間の間隔を等しくできる。Further, the first embodiment is included in a plurality of fuel rod rows (for example, fuel rod rows D 1 to G 1 ) in which all the fuel rods 6 adjacent to the water rod 7 form a narrow interval. Therefore, the distance between the water rod 7 and the 12 fuel rods 6 adjacent to the water rod 7 can be reduced. Therefore, in the conventional fuel assembly, the area of the useless coolant passage existing around the water rod 7 is reduced, so that the void fraction distribution is flattened and the limit output can be increased. That is, the thermal margin increases. In this embodiment, the distance between the water rod 7 and the 12 fuel rods 6 adjacent to the water rod 7 can be made equal.

【００３０】実施例１の燃料集合体は、各々が配列され
た複数の燃料棒６を含み下部タイプレート４の側面と実
質的に直行する複数の燃料棒列を有し、水ロッド７に隣
接する燃料棒６は水ロッド７から等距離の位置にあり、
これらの燃料棒相互間の間隔も等しく、お互いの間に幅
の狭い間隔を形成する複数の燃料棒列が、水ロッド７に
隣接する燃料棒６から下部タイプレート４の側面に向か
って伸びている構造を有するともいえる。The fuel assembly of Example 1 has a plurality of fuel rod rows each including a plurality of fuel rods 6 arranged therein and being substantially orthogonal to the side surface of the lower tie plate 4, and adjacent to the water rod 7. The fuel rod 6 is located equidistant from the water rod 7,
The fuel rod rows adjacent to the water rods 7 extend toward the side surface of the lower tie plate 4 from the fuel rods 6 adjacent to the water rods 7, and the fuel rod rows forming the narrow gaps between the fuel rods are also equal to each other. It can be said that it has a structure.

【００３１】また、実施例１は、各々が配列された複数
の燃料棒６を含み下部タイプレート４の側面と実質的に
直行する複数の燃料棒列を有し、燃料集合体の各コーナ
ー部(各コーナーと水ロッド７との間の領域）に位置す
る第１燃料棒群(コーナーから４行４列に配置された燃
料棒の群）は、正方格子状に配置され、これらの第１燃
料棒群にはさまれる位置に第２燃料棒群が設けられ、こ
の第２燃料棒群に含まれる燃料棒６のうち、第１燃料棒
群に隣接する燃料棒列（Ｅ1，Ｆ1，Ｅ2，Ｆ2等）に含ま
れる複数の燃料棒６は、この燃料棒列に隣接する燃料棒
列であって第１燃料棒群に含まれる燃料棒列（Ｄ1，
Ｇ1，Ｄ2，Ｇ2等）に配置された複数の燃料棒６と共に
三角格子を形成し、この三角格子を形成する燃料棒６を
含む互いに隣接した燃料棒列間の間隔（ｄ，ｆ等）は、
正方格子を形成する燃料棒を含む互いに隣接した燃料棒
列間の間隔（ａ，ｂ，ｃ，ｇ，ｈ，ｉ等）よりも狭くな
っており、水ロッド７は第１及び第２燃料棒群に囲まれ
ている構造を有するとも言える。燃料スペーサ５は、特
願昭63−139313号で用いられた燃料スペーサと同様に複
数の円筒部材を有し、この円筒部材内に挿入された燃料
棒６を支持する。In addition, the first embodiment has a plurality of fuel rod rows each including a plurality of fuel rods 6 arranged in an array and substantially perpendicular to the side surface of the lower tie plate 4, and each corner portion of the fuel assembly. The first fuel rod group (the group of fuel rods arranged in 4 rows and 4 columns from the corner) located in (the area between each corner and the water rod 7) is arranged in a square lattice shape, and A second fuel rod group is provided at a position sandwiched by the fuel rod group, and among the fuel rods 6 included in this second fuel rod group, the fuel rod row (E 1 , F 1) adjacent to the first fuel rod group is provided. , E 2 , F 2, etc.) are the fuel rod rows adjacent to this fuel rod row and included in the first fuel rod group (D 1 ,
G 1, D 2, G 2, etc.) to form a triangular lattice with a plurality of fuel rods 6 disposed, the spacing between the fuel rods rows adjacent to each other including the fuel rods 6 which forms the triangular lattice (d, f Etc.)
The distance between adjacent fuel rod rows including fuel rods forming a square lattice (a, b, c, g, h, i, etc.) is narrower, and the water rods 7 are the first and second fuel rods. It can be said that it has a structure surrounded by groups. The fuel spacer 5 has a plurality of cylindrical members similar to the fuel spacer used in Japanese Patent Application No. 63-139313, and supports the fuel rod 6 inserted in the cylindrical member.

【００３２】本実施例は、正三角形格子の位置が特開昭
64−88292号公報のように最外周部全体にわたって配置
されていなく、集合体の軸心部付近を通る複数の燃料棒
列で形成されるので、周辺部での中性子利用率が向上す
る。更にこれらの燃料棒列内で最外周に位置する燃料棒
６は、冷却材通路８に面しているので、核分裂が活発に
なる。これは、Ｈ／Ｕ比の小さい正三角形格子部での核
分裂を活発化させる。水ロッド７とこれに隣接する燃料
棒６との間の間隙の幅は、特開昭63−187192号の図１の
場合よりも狭くなる。In the present embodiment, the position of the equilateral triangular lattice is set in
Since it is not arranged over the entire outermost peripheral portion as in JP-A-88-88292 but is formed by a plurality of fuel rod rows passing near the axial center portion of the assembly, the neutron utilization rate in the peripheral portion is improved. Further, since the fuel rods 6 located at the outermost periphery in these fuel rod rows face the coolant passages 8, nuclear fission becomes active. This activates fission in the equilateral triangular lattice portion having a small H / U ratio. The width of the gap between the water rod 7 and the fuel rod 6 adjacent thereto is narrower than that in the case of FIG. 1 of JP-A-63-187192.

【００３３】本実施例の効果を明確にするために、発明
者等が想定した図３に示す燃料集合体との比較で説明す
る。図３の燃料集合体は、１０×１０格子の燃料集合体
であり、すべて正方格子である。横断面中央部に燃料棒
６の外径と同じ外径を有する１２本の水ロッド７Ａが配
置されている。チャンネルボックス４とこれに面する燃
料棒６との間隔を実施例１と図３で等しくした場合、実
施例１は、狭い燃料棒列間の間隙ｄ，ｆを有する、すな
わち正三角形格子が含まれているので、燃料棒ピッチが
図３の燃料集合体に比べて９／（７＋平方根３）倍、す
なわち約３％増加できる。これは、図１で示したように
正三角形格子の採用で、正三角形格子部分での燃料棒列
の間隔が正方格子部分でのそれの平方根３／２倍となる
ためである。これにより、燃料棒間の間隙を図１と図３
で等しくした場合には、実施例１で燃料棒直径を大きく
することが可能になる。これは、燃料装荷量の増加によ
り燃料経済性が向上できるだけでなく、燃料棒の曲がり
の低減、さらに燃料棒の時定数を減少することで、安定
性を向上する効果につながる。In order to clarify the effect of this embodiment, the comparison with the fuel assembly shown in FIG. The fuel assembly shown in FIG. 3 is a 10 × 10 lattice fuel assembly, and is a square lattice. Twelve water rods 7A having the same outer diameter as the outer diameter of the fuel rod 6 are arranged in the central portion of the cross section. If the spacing between the channel box 4 and the fuel rods 6 facing it is equal in Example 1 and FIG. 3, Example 1 has a narrow gap d, f between the rows of fuel rods, ie an equilateral triangular lattice is included. Therefore, the fuel rod pitch can be increased by 9 / (7 + 3 square roots), that is, about 3% compared with the fuel assembly of FIG. This is because, as shown in FIG. 1, when the equilateral triangle lattice is adopted, the distance between the fuel rod rows in the equilateral triangle lattice portion becomes 3/2 times the square root of that in the square lattice portion. As a result, the gap between the fuel rods is reduced to that shown in FIGS.
If the values are equal to each other, the diameter of the fuel rod can be increased in the first embodiment. This not only improves the fuel economy by increasing the amount of fuel loaded, but also reduces the bending of the fuel rod and further reduces the time constant of the fuel rod, which leads to the effect of improving the stability.

【００３４】図４は、円形の水ロッドを対象に、水ロッ
ドが占有する領域の格子数と水ロッドの横断面積（水ロ
ッドが複数の場合は、合計横断面積）の関係を示す。高
燃焼度化のためには、図５に示すように水ロッドの横断
面積を現在の３ｃｍ2 から２〜３倍程度増加しなければ
ならない。水ロッドの横断面積の増加は、太径水ロッド
を採用が望ましい。これは、犠牲にする燃料棒本数を減
少できる点、燃料棒冷却効果に影響を与えない部分での
冷却材通路面積を減少できる点で有利である。しかし、
円形の水ロッドを用いる場合、（水ロッドが占有する領
域の格子数）×（単位格子横断面積）にて得られる横断
面積に占める水ロッドの合計横断面積の割合は最大７
８.５ ％（π／４）で、約２０％の領域が燃料棒の冷却
にほとんど寄与しない冷却材通路面積となっている。実
施例１は、前述の構成を有するので水ロッド７とこれと
隣接した燃料棒６との間の間隙幅を燃料棒６相互間の間
隙幅の１／２となる。このため、従来例において水ロッ
ド７とこれに隣接する燃料棒６の間に存在する、燃料棒
の冷却にほとんど寄与しない冷却材通路の部分が、実施
例１ではほとんど存在しない。これは、燃料集合体の限
界出力を増大することにつながる。さらに、図１におい
て、水ロッド７に隣接する各燃料棒６に、更に隣接する
燃料棒の本数は、水ロッド７に隣接する燃料棒６のいず
れに対しても５本であり、しかも水ロッドに隣接する燃
料棒は水ロッドの周りに互いに等間隔に配置されてい
る。これに対して図３に示す燃料集合体では、水ロッド
に隣接する燃料棒に更に隣接する８燃料単位格子（水ロ
ッド分も含め）のうち、水ロッドが占める燃料単位格子
が１〜３個の幅を持つことになる。これは、水ロッドに
隣接する燃料棒の出力が一様でなくなり、熱的余裕確保
の観点から水ロッドの周囲で濃縮度分布をつけることが
必要になる。FIG. 4 shows the relationship between the number of grids in the region occupied by the water rod and the cross-sectional area of the water rod (or the total cross-sectional area when there are a plurality of water rods), for a circular water rod. In order to increase the burnup, the cross-sectional area of the water rod must be increased by 2 to 3 times from the current 3 cm 2 as shown in FIG. To increase the cross-sectional area of the water rod, it is desirable to use a large diameter water rod. This is advantageous in that the number of fuel rods to be sacrificed can be reduced and the coolant passage area can be reduced in a portion that does not affect the fuel rod cooling effect. But,
When a circular water rod is used, the ratio of the total cross-sectional area of the water rod to the cross-sectional area obtained by (the number of grids of the area occupied by the water rod) x (unit grid cross-sectional area) is 7 at maximum.
At 8.5% (π / 4), about 20% of the area is the coolant passage area that hardly contributes to the cooling of the fuel rods. Since the first embodiment has the above-described configuration, the gap width between the water rod 7 and the adjacent fuel rods 6 is ½ of the gap width between the fuel rods 6. For this reason, in the conventional example, the portion of the cooling medium passage existing between the water rod 7 and the fuel rod 6 adjacent thereto, which hardly contributes to the cooling of the fuel rod, hardly exists in the first embodiment. This leads to an increase in the limit output of the fuel assembly. Further, in FIG. 1, the number of fuel rods adjacent to each fuel rod 6 adjacent to the water rod 7 is 5, and the number of fuel rods adjacent to each of the fuel rods 6 adjacent to the water rod 7 is five. The fuel rods adjacent to each other are evenly spaced from each other around the water rod. On the other hand, in the fuel assembly shown in FIG. 3, among the 8 fuel unit lattices (including the water rods) further adjacent to the fuel rods adjacent to the water rods, the water rods occupy 1 to 3 fuel unit lattices. Will have a width of. This is because the output of the fuel rods adjacent to the water rod is not uniform, and it is necessary to provide the enrichment distribution around the water rod from the viewpoint of securing a thermal margin.

【００３５】（実施例２）本発明の他の実施例である燃
料集合体を図６に示す。この実施例２の燃料集合体は、
実施例１とチャンネルボックスの構造が異なるだけであ
る。実施例２に用いられるチャンネルボックス１Ａは、
側壁中央部が内側に突出した凹部１Ｂを有する。凹部１
Ｂは、実施例１の冷却材通路８に食い込んでいる。(Embodiment 2) FIG. 6 shows a fuel assembly which is another embodiment of the present invention. The fuel assembly of this Example 2 is
Only the structure of the channel box is different from that of the first embodiment. The channel box 1A used in Example 2 is
The center part of the side wall has a recess 1B protruding inward. Recess 1
B penetrates into the coolant passage 8 of the first embodiment.

【００３６】本実施例は、実施例１と同様な効果を生じ
る。しかし、冷却材通路８がないので、実施例２は実施
例１よりも圧力損失が増大する。しかし、チャンネルボ
ックス１Ａに凹部１Ｂが形成されるので、実施例２の燃
料集合体を炉心に装荷したとき、水ギャップの非沸騰水
が実施例１よりも約５ｃｍ2 増加する。このため、ボイ
ド反応度係数を約２０％、及び冷温停止時の反応度上昇
を０.８ ％Δｋ、それぞれ低減できる。これによって、
安定性の向上及び炉停止余裕の改善が可能になる。This embodiment produces the same effect as that of the first embodiment. However, since the coolant passage 8 is not provided, the pressure loss in the second embodiment is larger than that in the first embodiment. However, since the recess 1B is formed in the channel box 1A, when the fuel assembly of the second embodiment is loaded in the core, the non-boiling water in the water gap increases by about 5 cm 2 as compared with the first embodiment. Therefore, the void reactivity coefficient can be reduced by about 20%, and the reactivity increase at the time of stopping the cold temperature can be reduced by 0.8% Δk. by this,
It is possible to improve stability and improve the shutdown margin.

【００３７】チャンネルボックス付近、特にチャンネル
ボックス１Ａ外の非沸騰水領域の増大による上記の効果
は、図７及び図８の特性に基づいている。The above effect due to the increase of the non-boiling water region near the channel box, especially outside the channel box 1A, is based on the characteristics shown in FIGS.

【００３８】（実施例３）本発明の他の実施例（実施例
３）である燃料集合体は、図９〜図１２に示す。本実施
例の燃料集合体は、実施例１の燃料棒６の一部をそれよ
りも軸方向長の短い部分長燃料棒２２Ａ及び２２Ｂにし
たものである。部分長燃料棒２２Ａの軸方向長は、部分
長燃料棒２２Ｂのそれよりも短い。部分長燃料棒２２Ａ
は、例えば図１の燃料棒列Ｂ1 と燃料棒Ｄ2 の交点に配
置される。この位置は、正三角形格子を形成する位置で
ある。部分長燃料棒２２Ａは、燃料棒列のうち相互間に
狭い間隔を形成する燃料棒列に配置されている。燃料棒
２２Ｂは、図１における燃料棒列Ｂ1と燃料棒列Ｂ2との
交点に配置される。(Embodiment 3) A fuel assembly which is another embodiment (Embodiment 3) of the present invention is shown in FIGS. In the fuel assembly of this embodiment, a part of the fuel rod 6 of Embodiment 1 is made into partial length fuel rods 22A and 22B whose axial length is shorter than that. The axial length of the partial length fuel rod 22A is shorter than that of the partial length fuel rod 22B. Part length fuel rod 22A
Is arranged at the intersection of the fuel rod row B 1 and the fuel rod D 2 in FIG. 1, for example. This position is a position forming an equilateral triangle lattice. 22 A of partial length fuel rods are arrange | positioned among the fuel rod rows which form a narrow space | interval between each other. The fuel rod 22B is arranged at the intersection of the fuel rod row B 1 and the fuel rod row B 2 in FIG.

【００３９】実施例３の燃料集合体は、燃料棒６の全長
に対応して下部領域，中部領域及び上部領域に分割され
る。部分長燃料棒２２Ａの上端は、下部領域と中部領域
の境界、すなわち燃料棒６の燃料有効長（核燃料が充填
された領域の軸方向長さ）の下端から燃料棒６の燃料有
効長の軸方向全長の９／２４のところにある。部分長燃
料棒２２Ｂの上端は、燃料棒６の下端から燃料棒６の燃
料有効長の軸方向全長の１５／２４の位置にある。下部
領域は、燃料棒６の下端と上記軸方向全長の９／２４と
の間の領域である。図１０は、下部領域のある横断面積
(Ｘ1−Ｘ1断面)を示し、図１と同じ構造を有する。中部
領域は、前述の軸方向全長の９／２４と前述の軸方向全
長の１５／２４との間の領域である。図１１は、中部領
域のある横断面（Ｘ2−Ｘ2断面）である。The fuel assembly of Example 3 is divided into a lower region, a middle region and an upper region corresponding to the entire length of the fuel rod 6. The upper end of the partial length fuel rod 22A is at the boundary between the lower region and the middle region, that is, from the lower end of the fuel effective length of the fuel rod 6 (the axial length of the region filled with nuclear fuel) to the axis of the fuel effective length of the fuel rod 6. It is at 9/24 of the total length. The upper end of the partial length fuel rod 22B is located 15/24 from the lower end of the fuel rod 6 to the axial total length of the active fuel length of the fuel rod 6. The lower region is a region between the lower end of the fuel rod 6 and 9/24 of the axial total length. Figure 10 shows the cross-sectional area with the lower region
(X 1 -X 1 cross section) is shown and has the same structure as FIG. 1. The middle region is a region between 9/24 of the axial total length described above and 15/24 of the axial total length described above. FIG. 11 is a horizontal cross section (X 2 -X 2 cross section) having a central region.

【００４０】１０は、部分長燃料棒２２Ａの上方に位置
する空間である。上部領域は、前述の軸方向全長の１５
／２４と燃料棒６上端との間の領域である。Numeral 10 is a space located above the partial length fuel rod 22A. The upper area is 15 of the total length in the axial direction described above.
/ 24 and the upper end of the fuel rod 6.

【００４１】図１２は、上部領域におけるＸ3−Ｘ3断面
である。１１は、部分長燃料棒22Bの上方に位置する空
間である。チャンネルボックス１Ｄは、軸方向で肉厚が
異なる。すなわち、上部領域におけるチャンネルボック
ス１Ｄの肉厚は、中部及び下部領域でのその肉厚より薄
い。ボイドが多い上部領域でのその肉厚減少は、中性子
利用率を効果的に向上させる。また、その肉厚減少によ
って、上部領域に対応した部分での水ギャップ内の飽和
水量が増加する。これは、ボイド反応度係数の増加につ
ながる。FIG. 12 is an X 3 -X 3 cross section in the upper region. 11 is a space located above the partial length fuel rod 22B. The channel box 1D has different wall thicknesses in the axial direction. That is, the wall thickness of the channel box 1D in the upper region is smaller than that in the middle and lower regions. Its thickness reduction in the void-rich upper region effectively improves the neutron utilization. Further, due to the decrease in the wall thickness, the amount of saturated water in the water gap in the portion corresponding to the upper region increases. This leads to an increase in void reactivity coefficient.

【００４２】実施例３の燃料集合体は、実施例１と同様
な効果を得ることができる。更に、実施例３は、部分長
燃料棒２２Ａが正三角形格子を構成する位置に配置され
ているので、燃料棒配置の密なこの部分、特にその部分
の上部（気液二相流になっている部分）で減速材対燃料
比を増加できる。これは、燃料集合体の圧力損失の低減
と、減速材対燃料比の増加による核燃料の有効利用を図
ることができる。部分長燃料棒２２Ｂが、燃料集合体の
コーナー付近に配置され、その長さが部分長燃料棒２２
Ａよりも長い理由を以下に示す。部分長燃料棒２２Ｂの
配置による空間１１の形成により、燃料集合体の圧力損
失は、低減する。しかし、そのコーナー付近は中性子束
が大きく核燃料を有効に利用できる位置である。この部
分での核燃料量が少ないと、中性子利用率が減少し燃料
経済性の低下を招く。このため、部分長燃料棒２２Ａよ
りも長い部分長燃料棒２２Ｂをコーナー付近に配置する
ことによって、圧力損失の低下と燃料経済性の向上を図
っている。The fuel assembly of the third embodiment can obtain the same effect as that of the first embodiment. Further, in the third embodiment, since the partial length fuel rods 22A are arranged at the positions forming the equilateral triangular lattice, this portion where the fuel rods are densely arranged, particularly the upper portion (the gas-liquid two-phase flow is formed). The ratio of moderator to fuel can be increased. This can reduce the pressure loss of the fuel assembly and effectively utilize the nuclear fuel by increasing the moderator-to-fuel ratio. Part-length fuel rods 22B are arranged near the corners of the fuel assembly and have a length
The reason why it is longer than A is shown below. By forming the space 11 by disposing the partial length fuel rods 22B, the pressure loss of the fuel assembly is reduced. However, near that corner, the neutron flux is large and the nuclear fuel can be effectively used. If the amount of nuclear fuel in this portion is small, the neutron utilization rate will decrease, leading to a decrease in fuel economy. Therefore, by arranging the partial length fuel rod 22B, which is longer than the partial length fuel rod 22A, near the corner, the pressure loss is reduced and the fuel economy is improved.

【００４３】（実施例４）本発明の他の実施例（実施例
４）を図１３に基づいて説明する。本実施例は、９×９
格子に適用したものである。実施例４も、実施例１と同
様に、４つのコーナー部にそれぞれ、正方格子で４行４
列に燃料棒６が配列された燃料棒群を有する。これらの
燃料棒群の間にある燃料棒列（例えばＯ1及びＯ2）に含
まれる燃料棒６は、この燃料棒列に隣接する燃料棒列
（例えばＮ1及びＰ1等）に含まれる燃料棒６により正三
角形格子を構成する。このため、燃料棒列相互間の間隔
の幅は、間隙ｋ〜ｍ及びｑ〜ｓで等しい。間隙ｎ及びｐ
の幅はそれらの間隙幅よりも狭い。なお、間隙ｎ及びｐ
の幅は等しい。水ロッド７Ａに隣接する８本の燃料棒６
は、全て正三角形格子に含まれている。水ロッド７Ａと
これに隣接する各燃料棒６との間の間隙の幅は等しい。
１Ｃはチャンネルボックスである。冷却材通路８Ａは、
前述の冷却材通路８と同じ効果を発生する。(Embodiment 4) Another embodiment (Embodiment 4) of the present invention will be described with reference to FIG. In this example, 9 × 9
It is applied to the grid. In the fourth embodiment, as in the first embodiment, the four corners each have a square lattice and four rows and four.
It has a fuel rod group in which the fuel rods 6 are arranged in rows. The fuel rods 6 included in the fuel rod row (for example, O 1 and O 2 ) between these fuel rod groups are included in the fuel rod row (for example, N 1 and P 1 etc.) adjacent to this fuel rod row. The fuel rods 6 form an equilateral triangular lattice. Therefore, the widths of the intervals between the fuel rod rows are equal in the clearances k to m and q to s. Gap n and p
Are narrower than their gap widths. The gaps n and p
Are equal in width. Eight fuel rods 6 adjacent to the water rod 7A
Are all included in the regular triangular lattice. The width of the gap between the water rod 7A and the fuel rods 6 adjacent to it is equal.
1C is a channel box. The coolant passage 8A is
The same effect as the above-mentioned coolant passage 8 is generated.

【００４４】実施例４も、実施例１と同様な効果を得る
ことができる。The same effects as those of the first embodiment can be obtained in the fourth embodiment.

【００４５】（実施例５）本発明の他の実施例（実施例
５）を図１４により説明する。実施例５は、実施例４と
同様に、９×９格子の燃料集合体である。本実施例は、
沸騰水型原子炉におけるＤ格子の炉心に用いられる。Ｄ
格子の炉心は、隣接する燃料集合体間の水ギャップの幅
が、制御棒１１の挿入されない水ギャップ（第１水ギャ
ップ）よりも制御棒１１の挿入される水ギャップ（第２
水ギャップ）で広くなっている。このため、炉心に装荷
された燃料集合体においては、その中の水ロッド７が、
集合体軸心よりも第２水ギャップ側に片寄って配置され
る。(Embodiment 5) Another embodiment (Embodiment 5) of the present invention will be described with reference to FIG. The fifth embodiment, like the fourth embodiment, is a 9 × 9 lattice fuel assembly. In this example,
It is used for the core of the D lattice in boiling water reactors. D
In the core of the lattice, the width of the water gap between the adjacent fuel assemblies is such that the water gap (second water gap) in which the control rods 11 are inserted is larger than the water gap (first water gap) in which the control rods 11 are not inserted.
Water gap). Therefore, in the fuel assembly loaded in the core, the water rods 7 therein are
It is arranged closer to the second water gap side than the center of the assembly.

【００４６】実施例５も、燃料棒６が正方格子で配置さ
れた第１燃料棒群がコーナー部に位置し、第１燃料棒群
相互間に第１燃料棒群の一部の燃料棒６と正三角形格子
を構成する燃料棒６を含む第２燃料棒群を有する。本実
施例は、コーナー部に位置する第１燃料棒群に含まれる
燃料棒６の本数が異なる。In the fifth embodiment as well, the first fuel rod groups in which the fuel rods 6 are arranged in a square lattice are located at the corners, and some of the fuel rods 6 of the first fuel rod group are located between the first fuel rod groups. And a second fuel rod group including the fuel rods 6 forming an equilateral triangle lattice. In this embodiment, the number of fuel rods 6 included in the first fuel rod group located at the corner differs.

【００４７】実施例５も、実施例１と同様な効果を生じ
る。The fifth embodiment also produces the same effect as the first embodiment.

【００４８】（実施例６）本発明の他の実施例（実施例
６）である燃料集合体を図１５〜図１８に示す。本実施
例の構造を説明する前に、まず、本実施例の原理を以下
に説明する。(Embodiment 6) A fuel assembly which is another embodiment (Embodiment 6) of the present invention is shown in FIGS. Before explaining the structure of the present embodiment, first, the principle of the present embodiment will be described below.

【００４９】図１９〜図２１に、本実施例の原理を説明
するために用いる燃料集合体を示す。この燃料集合体
は、高燃焼度化に伴う出力ピーキングの上昇により最大
線出力密度が増大することを考慮して、燃料棒配列を９
×９格子にしている。以下、本実施例の原理をこの９×
９格子の燃料集合体を例に取って説明する。しかし、こ
の原理は、１０×１０格子，１１×１１格子にも適用で
きる。19 to 21 show a fuel assembly used for explaining the principle of this embodiment. This fuel assembly has a fuel rod arrangement of 9 in consideration of the fact that the maximum linear power density increases due to the increase in the power peaking accompanying the higher burnup.
× 9 grid is used. Hereinafter, the principle of this embodiment will be
An explanation will be given taking a fuel assembly of 9 lattices as an example. However, this principle can also be applied to 10 × 10 lattices and 11 × 11 lattices.

【００５０】図１９〜図２１において、燃料集合体２０
は９×９の正方格子状に配列された多数の燃料棒と、こ
れら燃料棒６に囲まれて横断面中央部に配置された水ロ
ッド７Ｂとを有する。燃料棒６の配列を規定する９×９
の仮想正方格子の１つを図２０に一点鎖線２５で示す。
この仮想正方格子２５は隣接する燃料棒との間隙の中間
を燃料棒の配列に平行な線で結んだものである。以降、
この仮想正方格子２５を便宜上「燃料単位格子」と呼
ぶ。水ロッド７Ｂは、軸方向下部７ａが図２０に示すよ
うに、燃料単位格子５個分の領域を占める横断面十字型
をなし、軸方向上部７ｂが図２１に示すように、燃料単
位格子９個分の領域を占める横断面正方形をなしてい
る。19 to 21, the fuel assembly 20 is shown.
Has a large number of fuel rods arranged in a 9 × 9 square lattice, and a water rod 7B surrounded by these fuel rods 6 and arranged in the central portion of the cross section. 9 × 9 that defines the arrangement of fuel rods 6
One of these virtual square lattices is shown by a chain line 25 in FIG.
The virtual square lattice 25 is formed by connecting the middle of the gap between the adjacent fuel rods with a line parallel to the arrangement of the fuel rods. Or later,
This virtual square lattice 25 is called a "fuel unit lattice" for convenience. As shown in FIG. 20, the water rod 7B has a cross-shaped cross section in which the axial lower portion 7a occupies an area for five fuel unit lattices, and the axial upper portion 7b has a fuel unit lattice 9 as shown in FIG. It has a square cross section that occupies the area for each piece.

【００５１】燃料集合体２０は、更に、水ロッド７Ｂの
軸方向上部７ｂの径方向拡径部分の下方で軸方向下部７
ａに隣接した領域、即ち、水ロッド７Ｂを含む３×３の
中央領域の４つのコーナー部に配置された部分長燃料棒
２３を有している。部分長燃料棒２３は、燃料物質とし
て、例えば天然ウラン，減損ウラン，回収ウラン等、ウ
ラン−２３８の重量割合が高い低濃縮ウランを含有した
低濃縮度燃料棒である。燃料棒６，２３及び水ロッド７
Ｂはチャンネルボックス１Ｆにより最外周を取り囲まれ
ている。The fuel assembly 20 further includes an axially lower portion 7 below the radially expanded portion of the axially upper portion 7b of the water rod 7B.
It has partial length fuel rods 23 arranged at four corners of a region adjacent to a, that is, a 3 × 3 central region including the water rod 7B. The partial length fuel rod 23 is a low enrichment fuel rod containing, as a fuel substance, low enriched uranium having a high weight ratio of uranium-238, such as natural uranium, depleted uranium, and recovered uranium. Fuel rods 6, 23 and water rod 7
B is surrounded on the outermost periphery by the channel box 1F.

【００５２】以上のように構成した燃料集合体２０の作
用効果は次のようである。The operation and effect of the fuel assembly 20 configured as described above are as follows.

【００５３】第一に、燃料集合体２０は、水ロッド７Ｂ
の軸方向上部７ｂの水断面積を下部７ａより大きくする
ことにより、減速材対燃料比（Ｈ／Ｕ比）の軸方向分布
を改善している。また、原子炉の運転時、チャンネルボ
ックス１Ｆの外側の隣接燃料集合体との間は飽和水（ギ
ャップ水）で満たされるが、水ロッド７Ｂの軸方向上部
７ｂを図２１に示すごとき大きな水面積を持つ形状とす
ることにより、燃料集合体２０上部での径方向のＨ／Ｕ
比分布を改善している。First, the fuel assembly 20 comprises the water rod 7B.
The axial cross-sectional area of the moderator-to-fuel ratio (H / U ratio) is improved by making the water cross-sectional area of the axial upper part 7b larger than that of the lower part 7a. Further, during operation of the nuclear reactor, saturated water (gap water) is filled between the channel box 1F and the adjacent fuel assembly on the outside, but the axial upper portion 7b of the water rod 7B has a large water area as shown in FIG. With the shape having the shape, the H / U in the radial direction above the fuel assembly 20 is increased.
The ratio distribution is improved.

【００５４】第二に、水ロッド７Ｂの軸方向下部７ａ
(以下、単に水ロッド下部７ａと言う)の横断面での水面
積を燃料棒２本分以上の大きさとし、かつこれに隣接し
て低濃縮度の燃料棒２３を配置することにより、共鳴中
性子束の吸収効果の増大と熱中性子束の径方向の平坦化
が図れ、燃料経済性が向上しかつ余剰反応度の制御性を
改善している。Second, the axial lower part 7a of the water rod 7B
By setting the water area in the cross section of (below, simply referred to as the water rod lower portion 7a) to be equal to or larger than the size of two fuel rods and arranging the low enrichment fuel rod 23 adjacent thereto, the resonance neutron The flux absorption effect is increased and the thermal neutron flux is flattened in the radial direction, improving the fuel economy and improving the controllability of the excess reactivity.

【００５５】第２の点について更に詳細に説明する。The second point will be described in more detail.

【００５６】水ロッド下部７ａは、燃料集合体２０の径
方向の出力分布を平坦化するために燃料集合体２０の中
央領域に配置される。核分裂で発生した高速エネルギー
群の中性子は、平均自由行程が長いため、燃料集合体内
での分布は平坦である。一方、ギャップ水や水ロッド領
域は、中性子の減速効果が大きいため、共鳴エネルギー
群中性子や熱エネルギー群中性子、特に熱エネルギー群
中性子の源となっている。The lower part of the water rod 7a is arranged in the central region of the fuel assembly 20 in order to flatten the radial power distribution of the fuel assembly 20. Neutrons in the fast energy group generated by nuclear fission have a long mean free path, so that the distribution in the fuel assembly is flat. On the other hand, the gap water and the water rod region are sources of resonance energy group neutrons and thermal energy group neutrons, especially thermal energy group neutrons, because they have a large neutron moderating effect.

【００５７】図２２及び図２３に、水ロッドの横断面の
大きさが燃料集合体内の共鳴中性子束分布及び熱中性子
束分布に及ぼす効果についての検討結果を示す。ケース
ａは横断面積が燃料単位格子１個分の領域を占める水ロ
ッドを用いた場合であり、ケースｂは水ロッド下部７ａ
を用いた場合であり、ケースｃは横断面積が燃料単位格
子９個分、即ち、水ロッド７Ｂの軸方向上部７ｂの大き
さの水ロッドを用いた場合である。いずれの場合も、燃
料棒は全て同じ濃縮度のものを用いた。22 and 23 show the results of study on the effect of the size of the cross section of the water rod on the resonance neutron flux distribution and the thermal neutron flux distribution in the fuel assembly. Case a is a case where a water rod whose cross-sectional area occupies a region corresponding to one fuel unit lattice is used, and case b is a water rod lower portion 7a.
The case c is a case where a water rod having a cross-sectional area of nine fuel unit lattices, that is, a water rod having an axial upper portion 7b of the water rod 7B is used. In each case, all fuel rods had the same enrichment.

【００５８】図２２において、ケースａでは、水ロッド
横断面積が燃料単位格子１個分であるため、共鳴エネル
ギー群中性子の源としての機能が小さく、水ロッドに隣
接する燃料単位格子位置“４”での共鳴中性子束の値は
小さい。これに対し、ケースｂでは、同位置“４”での
共鳴中性子束の値は大きく、その位置より更に径方向外
側にある燃料単位格子位置“３”付近に共鳴中性子束分
布の最小値が位置している。ケースｃでは位置“３”で
更に大きな共鳴中性子束が得られる。In FIG. 22, in case a, since the cross-sectional area of the water rod is one fuel unit lattice, the function as a source of resonance energy group neutrons is small, and the fuel unit lattice position "4" adjacent to the water rod is small. The value of resonant neutron flux at is small. On the other hand, in case b, the value of the resonant neutron flux at the same position “4” is large, and the minimum value of the resonant neutron flux distribution is near the fuel unit lattice position “3”, which is further outward in the radial direction than that position. is doing. In case c, a larger resonance neutron flux is obtained at position "3".

【００５９】また、図２３において、ケースａでは、同
様に熱エネルギー群中性子の源としての機能が小さく、
水ロッドに隣接する燃料単位格子位置“４”での熱中性
子束の値は小さい。これに対し、ケースｂでは、同位置
“４”での熱中性子束の値は大きく、その位置より更に
径方向外側にある燃料単位格子位置“３”付近にやはり
熱中性子束分布の最小値が位置している。ケースｃでは
位置“３”で更に大きな熱中性子束が得られる。Further, in FIG. 23, in case a, similarly, the function as a source of thermal energy group neutrons is small,
The value of the thermal neutron flux at the fuel unit cell position “4” adjacent to the water rod is small. On the other hand, in case b, the value of the thermal neutron flux at the same position “4” is large, and the minimum value of the thermal neutron flux distribution is also near the fuel unit lattice position “3”, which is further outward in the radial direction than that position. positioned. In case c, a larger thermal neutron flux is obtained at position "3".

【００６０】以上より、水ロッド領域は共鳴エネルギー
群や熱エネルギー群中性子の源となっているが、この効
果は、熱エネルギー群で特に大きいこと、また水ロッド
に隣接する燃料単位格子位置で共鳴中性子束と熱中性子
束を最小にしないためには、横断面積が燃料単位格子１
個分の大きさの水ロッド（ケースａ）では不十分である
こと、一方、燃料棒２本分以上の大きさを有する横断面
十字型の水ロッドを配置すれば、熱中性子束の径方向分
布の最小値及び共鳴中性子束の径方向分布の最小値が共
に水ロッドに隣接する燃料単位格子位置の更に径方向外
側の領域に位置するようになることがわかった。From the above, the water rod region is a source of resonance energy group and thermal energy group neutrons. This effect is particularly large in the thermal energy group, and the resonance occurs at the fuel unit lattice position adjacent to the water rod. In order not to minimize the neutron and thermal neutron flux, the cross-sectional area should be the fuel unit cell 1
It is not enough to use a water rod (case a) of the size of one rod. On the other hand, if a water rod having a cross-shaped cross section having a size of two or more fuel rods is arranged, the radial direction of the thermal neutron flux is increased. It has been found that both the minimum distribution and the minimum radial distribution of the resonant neutron flux come to lie in the region further outside in the radial direction of the fuel unit cell position adjacent to the water rod.

【００６１】本実施例は以上の知見に基づいており、水
ロッド下部７ａの横断面積を少なくとも燃料棒２本分の
領域を占める大きさとすることにより、熱中性子束の径
方向分布の最小値及び共鳴中性子束の径方向分布の最小
値が共に燃料棒２３の更に径方向外側の領域に位置する
ようになり、これにより燃料棒２３の位置で転換に活用
し得るに十分な大きさの共鳴中性子束を確保し、かつそ
れよりも更に径方向外側の燃料棒６の位置で熱中性子束
を効果的に増大させることが可能となる。The present embodiment is based on the above findings, and by setting the cross-sectional area of the lower portion of the water rod 7a to a size that occupies at least the area of two fuel rods, the minimum value of the radial distribution of the thermal neutron flux and The minimum value of the radial distribution of the resonant neutron flux is located in the region further outward in the radial direction of the fuel rod 23, and as a result, the resonant neutron of a sufficient size that can be utilized for conversion at the position of the fuel rod 23. It becomes possible to secure the bundle and to effectively increase the thermal neutron flux at the position of the fuel rods 6 which is further outside in the radial direction.

【００６２】次に、図２４及び図２５に、水ロッド領域
に隣接する燃料棒の濃縮度が上述の共鳴中性子束分布及
び熱中性子束分布に及ぼす効果についての検討結果を示
す。水ロッド下部７ａに隣接する位置に濃縮度の低いＣ
燃料棒を配置すると、その燃料棒に隣接するＤ燃料棒位
置での中性子スペクトルは、図６に示すように変化す
る。即ち、Ｄ燃料棒位置での共鳴エネルギー群中性子は
Ｃ燃料棒の濃縮度に影響されないが、熱エネルギー群中
性子束は、燃料集合体の横断面平均濃縮度に対するＣ燃
料棒の濃縮度の比率が０.７ 以下になると線形以上に増
大し、特に、その比率が０.５ 以下で熱エネルギー中性
子束の増大の効果が大きい。その結果、図７に示すよう
に、濃縮度の比率が０.７以下で径方向出力分布の平坦
化が達成され、その比率が０.５ 以下で平坦化の効果が
特に大きい。Next, FIGS. 24 and 25 show the results of study on the effect of the enrichment of the fuel rods adjacent to the water rod region on the above-mentioned resonant neutron flux distribution and thermal neutron flux distribution. C, which has a low degree of enrichment, at a position adjacent to the lower part 7a of the water rod
When a fuel rod is arranged, the neutron spectrum at the D fuel rod position adjacent to the fuel rod changes as shown in FIG. That is, the resonance energy group neutrons at the D fuel rod position are not affected by the enrichment of the C fuel rod, but the thermal energy group neutron flux has a ratio of the enrichment of the C fuel rod to the average enrichment of the cross section of the fuel assembly. When it becomes 0.7 or less, it increases linearly or more, and particularly when the ratio is 0.5 or less, the effect of increasing the thermal energy neutron flux is great. As a result, as shown in FIG. 7, the radial power distribution is flattened when the enrichment ratio is 0.7 or less, and the flattening effect is particularly large when the ratio is 0.5 or less.

【００６３】以上より、水ロッド下部７ａに隣接して燃
料棒２３を配置した場合、燃料棒２３よりも径方向外側
の領域における共鳴中性子束は影響をほとんど受けない
が、熱中性子束はその影響を受け、燃料棒２３の濃縮度
が低くなるにしたがって熱中性子束が増大すること、し
たがって、燃料棒２３はその濃縮度を所定値以下にする
ことにより水ロッド下部７ａに隣接することで水ロッド
の代用機能を果たすこと、その効果は燃料棒２３の濃縮
度が燃料集合体の横断面平均濃縮度の好ましくは０.７
以下、より好ましくは０.５ 以下で特に大きくなること
が分かった。本実施例はこの知見にも基づいており、水
ロッド下部７ａに隣接して燃料棒２３を配置し、その濃
縮度を所定値以下とすることにより、上述した水ロッド
下部７ａの横断面積との相乗効果により燃料棒２３の径
方向外側の領域における熱中性子束を更に増大させ、径
方向出力分布の平坦化に寄与させるものである。As described above, when the fuel rod 23 is arranged adjacent to the lower part 7a of the water rod, the resonance neutron flux in the region radially outside the fuel rod 23 is hardly affected, but the thermal neutron flux is affected by it. Therefore, the thermal neutron flux increases as the enrichment of the fuel rod 23 decreases, and therefore the fuel rod 23 is adjacent to the water rod lower portion 7a by setting the enrichment of the fuel rod 23 to a predetermined value or less. The effect is that the enrichment of the fuel rods 23 is preferably 0.7 of the average enrichment of the transverse cross section of the fuel assembly.
It has been found that it becomes particularly large when the ratio is less than 0.5, more preferably less than 0.5. The present embodiment is also based on this finding, and by arranging the fuel rod 23 adjacent to the water rod lower portion 7a and setting the enrichment degree to a predetermined value or less, the above-mentioned cross-sectional area of the water rod lower portion 7a is obtained. The synergistic effect further increases the thermal neutron flux in the radially outer region of the fuel rod 23 and contributes to flattening the radial power distribution.

【００６４】また、燃料棒２３の濃縮度が低くなること
は燃料親物質であるウラン−２３８の量が増えることで
ある。一方、上述したように、水ロッド１２ａの横断面
積を適切に設定することにより熱中性子束だけでなく共
鳴中性子束も増加させる。ウラン−２３８は共鳴エネル
ギー群中性子を吸収することでプルトニウム−２３９へ
転換される。したがって、燃料棒１３の濃縮度を所定値
以下とすることにより、ウラン−２３８の量が増え、共
鳴エネルギー群中性子を効率よく吸収することで、燃焼
初期は反応度制御に寄与しながら、燃焼末期は転換した
プルトニウムを燃料として有効に活用することが可能と
なる。即ち、燃料棒２３の濃縮度を所定値以下とするこ
とで、燃料棒２３は熱中性子束増大の効果と共鳴中性子
束利用の効果の二重の機能を果たす。Further, the decrease in the enrichment of the fuel rods 23 means that the amount of uranium-238, which is the fuel parent substance, increases. On the other hand, as described above, the resonant neutron flux as well as the thermal neutron flux is increased by appropriately setting the cross-sectional area of the water rod 12a. Uranium-238 is converted to plutonium-239 by absorbing resonance energy group neutrons. Therefore, by setting the enrichment of the fuel rods 13 to a predetermined value or less, the amount of uranium-238 increases, and the resonance energy group neutrons are efficiently absorbed. Will be able to effectively use the converted plutonium as fuel. That is, by setting the enrichment of the fuel rods 23 to a predetermined value or less, the fuel rods 23 perform the dual function of the effect of increasing the thermal neutron flux and the effect of utilizing the resonant neutron flux.

【００６５】以上のように、本実施例は、少なくとも燃
料棒２本分の領域を占める水ロッド下部７ａを配置し、
かつ水ロッド隣接燃料棒の濃縮度を好ましくは横断面平
均濃縮度の０.７ 以下、より好ましくは０.５ 以下とす
ることにより、共鳴中性子束の吸収効果の増大と熱中性
子束の径方向の平坦化を図るものである。As described above, in this embodiment, the water rod lower portion 7a occupying at least the area of two fuel rods is arranged,
In addition, the enrichment of the fuel rods adjacent to the water rods is preferably set to 0.7 or less, more preferably 0.5 or less, which is the average enrichment of the cross-section, to increase the absorption effect of the resonance neutron flux and the radial direction of the thermal neutron flux. Is intended to be flattened.

【００６６】なお、図２２及び図２３の検討結果は、水
ロッド下部７ａに隣接する燃料棒２３が他の燃料棒６と
同じ濃縮度の場合のものであるが、燃料棒２３の濃縮度
を燃料集合体の横断面平均濃縮度より低くした場合、図
２４及び図２５の検討結果より熱中性子束は更に増大す
るのであるから、燃料棒２３の濃縮度を燃料集合体の横
断面平均濃縮度より低くした本実施例においても、熱中
性子束の径方向分布の最小値及び共鳴中性子束の径方向
分布の最小値は共に燃料棒２３の更に径方向外側の領域
に位置する。22 and 23 show the case where the fuel rod 23 adjacent to the lower part 7a of the water rod has the same enrichment as the other fuel rods 6, the enrichment of the fuel rod 23 is When the average cross-section enrichment of the fuel assembly is made lower, the thermal neutron flux further increases from the examination results of FIGS. 24 and 25. Therefore, the enrichment of the fuel rods 23 is set to the average cross-section enrichment of the fuel assembly. Also in the lower embodiment, the minimum value of the radial distribution of the thermal neutron flux and the minimum value of the radial distribution of the resonant neutron flux are both located in the region further outward in the radial direction of the fuel rod 23.

【００６７】次に、熱中性子束の径方向の平坦化の効果
と共鳴中性子束の吸収効果の増大により得られる効果を
具体的に説明する。Next, the effect obtained by flattening the thermal neutron flux in the radial direction and the effect obtained by increasing the absorption effect of the resonant neutron flux will be specifically described.

【００６８】熱中性子束の径方向の平坦化は図２０に示
す水ロッド下部７ａと燃料棒２３の径方向外側の領域で
の熱エネルギー中性子束の値を大きくすることであり、
これはその領域の燃料棒６の効率的な燃焼を可能とし、
燃料経済性の向上に寄与する。また、径方向出力分布
（局所出力ピーキング）の平坦化による熱的余裕や安定
性の向上の効果が得られる。The radial flattening of the thermal neutron flux is to increase the value of the thermal energy neutron flux in the radially outer region of the water rod lower portion 7a and the fuel rod 23 shown in FIG.
This enables efficient combustion of the fuel rods 6 in that area,
It contributes to the improvement of fuel economy. Further, the effect of improving the thermal margin and stability by flattening the radial power distribution (local power peaking) can be obtained.

【００６９】一方、共鳴中性子束の吸収効果の増大は燃
料棒２３に含まれるウラン−２３８（燃料親物質）から
プルトニウム−２３９への転換を図ることであり、これ
は、 (１) 燃焼末期の反応度向上 (２) 燃焼初期の反応度制御 (３) 上記(１)，(２)による燃焼に伴う反応度劣化の減
少 等の効果がある。On the other hand, the increase of the resonance neutron flux absorption effect is to convert uranium-238 (fuel parent substance) contained in the fuel rod 23 into plutonium-239, which is (1) at the end of combustion. Reactivity improvement (2) Reactivity control in the early stage of combustion (3) There are effects such as reduction of reactivity deterioration due to combustion due to the above (1) and (2).

【００７０】そして(１)は燃料経済性の向上（省ウラン
効果）に、(２)は可燃性毒物（例えばガドリニア）混入
量の低減とそれによる燃料経済性の向上（省ウラン効
果）に、また(３)は炉心滞在期間の違いによる他燃料集
合体との反応度差を減少させ、炉心出力ピーキングの減
少に寄与する。更に、ボイド率が低い燃料集合体下部領
域は、上部領域に比べ燃焼に伴う反応度劣化が大きいの
で、上記(３)の効果は燃料集合体下部において特に著し
く、下部領域でウラン−２３８からプルトニウム−２３
９への転換を活用すれば、上下間の燃焼度分布の平坦化
により、最大線出力の低減，炉停止余裕の増大，安定
性，スクラムの特性の向上等の熱的余裕の増大、及び余
剰反応度の制御性の改善が図れる。(1) is for improving the fuel economy (uranium saving effect), and (2) is for reducing the amount of combustible poisons (eg gadolinia) mixed and thereby improving the fuel economy (uranium saving effect). Further, (3) reduces the difference in reactivity with other fuel assemblies due to the difference in core stay period, and contributes to decrease in core power peaking. Furthermore, since the reactivity lowering due to combustion is greater in the lower region of the fuel assembly, which has a low void ratio, the effect of (3) above is particularly remarkable in the lower region of the fuel assembly. -23
If the conversion to No. 9 is utilized, the burnup distribution between the upper and lower parts will be flattened to reduce the maximum line output, increase the reactor shutdown margin, increase stability, increase the thermal margin such as the characteristics of the scrum, and surplus. The controllability of reactivity can be improved.

【００７１】図２６は、低濃縮度ウラン燃料棒の配置位
置による上記(１)，(２)の効果の検討結果を示したもの
である。解析には図２７に示した従来の８×８の正方格
子配列の燃料棒６を持つ燃料集合体を用いた。中央部に
は対角位置に２本の水ロッド２７が配置されている。図
２６において、横軸のケースｅは水ロッド２７に面した
領域に水ロッド２７を取り囲んで１２本の天然ウラン燃
料棒を配置した場合、ケースｆは水ロッド２７と外側ギ
ャップ水領域２８との間の中間領域に１２本の天然ウラ
ン燃料棒を配置した場合、ケースｇはギャップ水２８に
面した領域に１２本の天然ウラン燃料棒を配置した場合
であり、それぞれ、燃料集合体の横断面平均濃縮度は同
じに調整した。また図２６の縦軸は、各ケースでの燃料
集合体の反応度に対する平均濃縮度が同じとなるように
燃料棒を配置した従来の燃料集合体（以下、これをケー
スｈと言う）の反応度の差をとっている。また、破線は
燃焼末期における反応度差、即ち、上記(１)の効果を、
実線は燃焼初期の反応度差、即ち、上記(２)の効果を示
している。FIG. 26 shows the examination results of the effects of the above (1) and (2) depending on the arrangement position of the low enrichment uranium fuel rods. For the analysis, the fuel assembly having the fuel rods 6 of the conventional 8 × 8 square lattice array shown in FIG. 27 was used. Two water rods 27 are arranged at diagonal positions in the central portion. In FIG. 26, in the case e on the horizontal axis, when 12 natural uranium fuel rods are arranged so as to surround the water rod 27 in the area facing the water rod 27, the case f shows that the water rod 27 and the outer gap water area 28. When twelve natural uranium fuel rods are arranged in the intermediate region between them, Case g is a case where twelve natural uranium fuel rods are arranged in the region facing the gap water 28, and the cross section of the fuel assembly is shown in each case. The average enrichment was adjusted to the same. The vertical axis of FIG. 26 represents the reaction of a conventional fuel assembly (hereinafter referred to as case h) in which fuel rods are arranged so that the average enrichment is the same as the reactivity of the fuel assembly in each case. The difference is in degree. The broken line indicates the reactivity difference at the end of combustion, that is, the effect of (1) above.
The solid line shows the difference in reactivity in the early stage of combustion, that is, the effect of (2) above.

【００７２】ケースｅではケースｈに比べ、燃料集合体
の反応度は燃焼初期で小さく、燃焼末期で大きくなって
いる。ケースｆでは燃焼初期及び末期共に反応度はケー
スｈとほぼ同じである。ケースｇでは、燃焼初期ではケ
ースｅより更にケースｈに比べて反応度が小さくなり、
燃焼末期ではケースｈに比べ反応度は少し小さくなって
いる。In case e, as compared with case h, the reactivity of the fuel assembly is low at the beginning of combustion and high at the end of combustion. In case f, the reactivity is almost the same as in case h in both the initial stage and the final stage of combustion. In case g, the reactivity becomes smaller than that in case e in the initial stage of combustion, compared to case h,
At the end of combustion, the reactivity is slightly smaller than in case h.

【００７３】以上から次のことが分かる。上記(２)の効
果（従って上記(３)の効果）は、ケースｅ，ｆのように
減速効果が高い領域ほど大きいが、減速効果も最も高い
領域（ケースｇ）では(１)の効果は得られない。その理
由は、ギャップ水に面した領域は熱エネルギー領域中性
子束も著しく高い領域であり、燃焼の割合が高いからで
ある。換言すれば、この領域は転換に活用するより核分
裂性物質の反応に活用する方が燃料経済性の向上に適し
ていることを示している。一方、水ロッドに面した領域
（ケースｅ）に天然ウランを設置すると、転換の活用が
図れるだけでなく、ギャップ水に面した領域の燃料棒の
濃縮度を相対的に高め、核分裂性物質の反応効率を相対
的に高めることになり、燃料経済性の向上も実現でき
る。From the above, the following can be understood. The effect of (2) above (therefore, the effect of (3) above) is greater in regions where the deceleration effect is higher, such as cases e and f, but in the region where the deceleration effect is highest (case g), the effect of (1) is I can't get it. The reason is that the region facing the gap water is a region where the neutron flux in the thermal energy region is also extremely high and the combustion rate is high. In other words, this area shows that it is more suitable to improve the fuel economy by using it for the reaction of fissile materials than for conversion. On the other hand, if natural uranium is installed in the region facing the water rod (case e), not only can conversion be utilized, but the enrichment of the fuel rods in the region facing the gap water can be relatively increased, and Since the reaction efficiency is relatively increased, the fuel economy can be improved.

【００７４】以上より、ウラン２３８からプルトニウム
−２３９への転換は水ロッドに隣接した領域だけでな
く、ギャップ水に面した領域でも可能であるが、転換の
実質的活用を図るためには、ギャップ水でなく水ロッド
に隣接した領域に部分長燃料棒を配置することが有効で
あることを見出だした。本実施例はこの知見を利用した
ものである。From the above, the conversion of uranium 238 to plutonium-239 is possible not only in the region adjacent to the water rod but also in the region facing the gap water, but in order to effectively utilize the conversion, the gap It has been found effective to place the partial length fuel rods in the area adjacent to the water rods rather than the water. This example utilizes this knowledge.

【００７５】以上のように、本実施例は、燃料集合体の
下部領域で少なくとも燃料棒２本分の領域を占める水ロ
ッド下部７ａに隣接して燃料棒２１を配置すること、及
びその低濃縮度を好ましくは横断面平均濃縮度の０.７
以下、より好ましくは０.５以下とすることにより、共
鳴中性子束の吸収効果の増大と熱中性子束の径方向の平
坦化の活用を図り、燃料経済性の向上と、反応度制御性
の改善及び熱的余裕の向上を図るものである。As described above, in this embodiment, the fuel rod 21 is arranged adjacent to the water rod lower portion 7a which occupies at least the region of two fuel rods in the lower region of the fuel assembly, and its low concentration. Degree is preferably 0.7 of average cross-sectional enrichment
By making the ratio below, more preferably 0.5 or less, the absorption effect of resonance neutron flux can be increased and the thermal neutron flux can be used to be flattened in the radial direction to improve fuel economy and reactivity controllability. And to improve the thermal margin.

【００７６】次に、本実施例の効果が及ぶ天然ウラン燃
料棒２３の軸方向位置について考察する。図２８にその
検討結果を示す。図中、横軸は部分長燃料棒２３の長
さ、縦軸は省ウラン効果を示す。この省ウラン効果は単
位発生エネルギー当りの必要天然ウラン量の節約量を示
す。Next, the axial position of the natural uranium fuel rod 23 to which the effect of this embodiment is exerted will be considered. FIG. 28 shows the examination result. In the figure, the horizontal axis represents the length of the partial length fuel rod 23, and the vertical axis represents the uranium saving effect. This uranium saving effect shows the saving amount of the required amount of natural uranium per unit of energy generated.

【００７７】水ロッド７の軸方向下部７ａに隣接して燃
料棒２３を配置することにより上述したように省ウラン
効果が得られるが、天然ウランが充填された部分長燃料
棒２３の長さが燃料棒６の燃料有効長の９／２４付近以
下の範囲では、省ウラン効果は燃料棒２３の長さの増加
と共に増加し、燃料棒２３の長さが９／２４付近を越え
ると省ウラン効果は減少し始め、１２／２４付近で省ウ
ラン効果の減少が顕著となる。即ち、燃料有効長の１／
２以下の長さで燃料棒２３は省ウラン効果を発揮し、１
／２以上の長さになると省ウラン効果が得られない。こ
れは、燃料棒２３が燃料有効長の１／２以下では燃料集
合体の上部と下部の両方でＨ／Ｕ比が最適化されている
のに対して、燃料有効長の１／２以上になると、燃料集
合体上部でのＨ／Ｕ比が最適値より小さくなり過ぎるた
めである。By arranging the fuel rod 23 adjacent to the axial lower portion 7a of the water rod 7, the uranium saving effect can be obtained as described above, but the length of the partial length fuel rod 23 filled with natural uranium is In the range of around 9/24 or less of the active fuel length of the fuel rod 6, the uranium saving effect increases with an increase in the length of the fuel rod 23, and when the length of the fuel rod 23 exceeds around 9/24, the uranium saving effect is obtained. Begins to decrease, and the uranium saving effect decreases markedly around 12/24. That is, 1 / of the active fuel length
Fuel rods 23 exhibit a uranium-saving effect with a length of 2 or less, and
If the length becomes 1/2 or more, the uranium saving effect cannot be obtained. This is because the H / U ratio is optimized in both the upper part and the lower part of the fuel assembly when the fuel rod 23 is ½ or less of the active fuel length, while it is ½ or more of the active fuel length. This is because the H / U ratio in the upper part of the fuel assembly becomes too smaller than the optimum value.

【００７８】以上より、省ウラン効果を確実にするに
は、低濃縮燃料棒の長さを全長燃料棒の燃料有効長の１
／２以下にすることが有効であること、及び最も高い省
ウラン効果を発揮するには、低濃縮燃料棒の長さを全長
燃料棒の燃料有効長の９／２４程度にするのが好ましい
ことがわかった。本実施例はこの知見にも基づいてお
り、燃料棒２３の長さは燃料棒１１の燃料有効長の１／
２以下、好ましくは９／２４付近の長さとしている。From the above, in order to ensure the uranium saving effect, the length of the low enrichment fuel rod is set to 1 of the effective fuel length of the full length fuel rod.
/ 2 is effective, and in order to exert the highest uranium-saving effect, it is preferable that the length of the low-concentration fuel rod be about 9/24 of the fuel effective length of the full-length fuel rod. I understood. The present embodiment is also based on this knowledge, and the length of the fuel rod 23 is 1 / the effective fuel length of the fuel rod 11.
The length is 2 or less, preferably around 9/24.

【００７９】なお、本実施例は、燃料集合体の上下間で
燃料装荷量は異なるが、下部には核分裂性物質の重量割
合が横断面内で最小の燃料棒を装荷するのでウラン−２
３５の量はほぼ等しく、むしろウラン−２３８で減速材
である軽水を排除していることになるので、軸方向出力
分布が下部に歪むことはない。In this embodiment, although the fuel loading amount differs between the upper and lower parts of the fuel assembly, a fuel rod having the smallest weight ratio of the fissile material in the cross section is loaded in the lower part, so that uranium-2 is used.
The amounts of 35 are almost equal, and rather, the uranium-238 excludes light water that is a moderator, so that the axial power distribution is not distorted downward.

【００８０】次に、本発明の一実施例を図１５〜図１８
により説明する。Next, an embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS.
Will be described.

【００８１】本実施例（実施例６）の燃料集合体は、実
施例３の構成に前述した燃料集合体２０の概念、すなわ
ち水ロッド７Ｂ及び部分長燃料棒２３を適用したもので
ある。The fuel assembly of this embodiment (embodiment 6) is obtained by applying the concept of the fuel assembly 20 described above, that is, the water rod 7B and the partial length fuel rod 23 to the structure of the embodiment 3.

【００８２】実施例６は、部分長燃料棒２２Ｂの上端の
位置で上部領域と中部領域にわかれ、部分長燃料棒３１
の上端で中部領域と下部領域にわかれる。下部領域は、
燃料棒６の燃料有効長の下端と、燃料棒６の下端からそ
の燃料有効長の軸方向全長の６／２４の位置との間の領
域である。中部領域は、上記軸方向全長６／２４の位置
と、燃料棒６の下端からその燃料有効長の軸方向全長の
１５／２４の位置との間の領域である。図１６は下部領
域，図１７は中部領域、及び図１８は上部領域の各横断
面を示す。図１７は部分長燃料棒２２Ｂの配置を除いて
図１と同じ構成である。４本の部分長燃料棒２２Ｂは、
水ロッド７Ｃの太径部に隣接している。水ロッド７Ｃ
は、水ロッド７Ｂと同様に太径部と細径部を有する。太
径部の横断面積は、細径部のそれよりも大きい。太径部
は中部及び上部領域を占める。細径部は、下部領域に位
置し、横断面積が燃料棒６のそれと同じである。In the sixth embodiment, the partial length fuel rod 31 is divided into the upper region and the middle region at the position of the upper end of the partial length fuel rod 22B.
It is divided into a middle region and a lower region at the upper end of. The lower area is
It is an area between the lower end of the active fuel length of the fuel rod 6 and the position of 6/24 of the axial total length of the active fuel length from the lower end of the fuel rod 6. The middle region is a region between the position of the axial total length 6/24 and the position of the lower end of the fuel rod 6 to the axial effective total length 15/24 of the fuel effective length. 16 shows the lower region, FIG. 17 shows the middle region, and FIG. 18 shows the upper region. FIG. 17 has the same configuration as that of FIG. 1 except for the arrangement of the partial length fuel rod 22B. The four partial length fuel rods 22B are
It is adjacent to the large diameter portion of the water rod 7C. Water rod 7C
Has a large diameter portion and a small diameter portion similarly to the water rod 7B. The cross-sectional area of the large diameter portion is larger than that of the small diameter portion. The large diameter portion occupies the middle and upper regions. The small diameter portion is located in the lower region and has the same cross-sectional area as that of the fuel rod 6.

【００８３】部分長燃料棒３１は、内部に天然ウランが
充填され、水ロッド７Ｃの太径部の下方に位置してその
細径部に隣接して配置される。部分長燃料棒３１の濃縮
度は、下部領域における燃料集合体平均濃縮度よりも小
さい。The partial length fuel rod 31 is filled with natural uranium inside and is located below the large diameter portion of the water rod 7C and adjacent to the small diameter portion thereof. The enrichment of the partial length fuel rod 31 is smaller than the average enrichment of the fuel assembly in the lower region.

【００８４】実施例６は、実施例１の効果と共に前述し
た本実施例で説明した効果を生じる。The sixth embodiment produces the same effects as the first embodiment and the effects described in the present embodiment.

【００８５】[0085]

【発明の効果】本発明によれば、熱的余裕の増大及びボ
イド反応度係数を減少できる。According to the present invention, the thermal margin can be increased and the void reactivity coefficient can be reduced.

【図面の簡単な説明】[Brief description of drawings]

【図１】本発明の第１実施例である燃料集合体の横断面
（図２のＩ−Ｉ断面）図である。FIG. 1 is a cross-sectional view (cross section I-I in FIG. 2) of a fuel assembly according to a first embodiment of the present invention.

【図２】本発明の第１実施例である燃料集合体の縦断面
図である。FIG. 2 is a vertical cross-sectional view of a fuel assembly which is a first embodiment of the present invention.

【図３】図１の燃料集合体との特性を比較するために発
明者等が想定した燃料集合体の横断面図である。FIG. 3 is a cross-sectional view of a fuel assembly assumed by the inventors to compare the characteristics with the fuel assembly of FIG.

【図４】水ロッドが占める領域の燃料単位格子数と水ロ
ッドの横断面積の関係を示す特性図である。FIG. 4 is a characteristic diagram showing the relationship between the number of fuel unit lattices in a region occupied by water rods and the cross-sectional area of water rods.

【図５】水ロッドの横断面積と省ウラン効果の関係を示
す特性図である。FIG. 5 is a characteristic diagram showing a relationship between a cross-sectional area of a water rod and a uranium saving effect.

【図６】本発明の第２実施例である燃料集合体の横断面
図である。FIG. 6 is a cross-sectional view of a fuel assembly which is a second embodiment of the present invention.

【図７】非沸騰水領域の増分とボイド反応度係数との関
係を示す特性図である。FIG. 7 is a characteristic diagram showing the relationship between the increment of the non-boiling water region and the void reactivity coefficient.

【図８】非沸騰水領域の増分と冷温停止時の反応度上昇
との関係を示す特性図である。FIG. 8 is a characteristic diagram showing the relationship between the increment of the non-boiling water region and the increase in reactivity when the cold temperature is stopped.

【図９】本発明の第３実施例である燃料集合体の燃料有
効長部の縦断面図である。FIG. 9 is a vertical sectional view of an active fuel length portion of a fuel assembly according to a third embodiment of the present invention.

【図１０】図９のＸ1−Ｘ1断面図である。10 is a sectional view taken along line X 1 -X 1 of FIG.

【図１１】図９のＸ2−Ｘ2断面図である。11 is a sectional view taken along line X 2 -X 2 of FIG.

【図１２】図９のＸ3−Ｘ3断面図である。12 is a sectional view taken along line X 3 -X 3 of FIG.

【図１３】本発明の第４実施例である燃料集合体の横断
面図である。FIG. 13 is a transverse sectional view of a fuel assembly according to a fourth embodiment of the present invention.

【図１４】本発明の第５実施例である燃料集合体の横断
面図である。FIG. 14 is a transverse sectional view of a fuel assembly according to a fifth embodiment of the present invention.

【図１５】本発明の第６実施例である燃料集合体の燃料
有効長部の縦断面図である。FIG. 15 is a vertical cross-sectional view of a fuel effective length portion of a fuel assembly according to a sixth embodiment of the present invention.

【図１６】図１５のＸ6−Ｘ6断面図である。16 is a sectional view taken along line X 6 -X 6 of FIG.

【図１７】図１５のＸ7−Ｘ7断面図である。17 is a sectional view taken along line X 7 -X 7 of FIG.

【図１８】図１５のＸ8−Ｘ8断面図である。18 is a cross-sectional view taken along the line X 8 -X 8 of FIG.

【図１９】図１５に示す第６実施例の原理を説明するた
めの燃料集合体の燃料有効長部の概略構成図である。19 is a schematic configuration diagram of a fuel active length portion of the fuel assembly for explaining the principle of the sixth embodiment shown in FIG.

【図２０】図１９のＸ4−Ｘ4断面図である。20 is a cross-sectional view taken along line X 4 -X 4 of FIG.

【図２１】図１９のＸ5−Ｘ5断面図である。21 is a sectional view taken along line X 5 -X 5 of FIG.

【図２２】水ロッド領域の大きさが燃料集合体内の共鳴
中性子束分布に及ぼす効果を示す説明図である。FIG. 22 is an explanatory diagram showing the effect of the size of the water rod region on the resonance neutron flux distribution in the fuel assembly.

【図２３】水ロッド領域の大きさが燃料集合体内の熱中
性子束分布に及ぼす効果を示す説明図である。FIG. 23 is an explanatory view showing the effect of the size of the water rod region on the thermal neutron flux distribution in the fuel assembly.

【図２４】水ロッド領域に隣接する燃料棒の濃縮度が中
性子束分布に及ぼす影響を示す説明図である。FIG. 24 is an explanatory diagram showing the influence of the enrichment of the fuel rods adjacent to the water rod region on the neutron flux distribution.

【図２５】水ロッド領域に隣接する燃料棒の濃縮度が出
力分布の平坦化に及ぼす影響を示す説明図である。FIG. 25 is an explanatory diagram showing the influence of the enrichment of the fuel rods adjacent to the water rod region on the flattening of the power distribution.

【図２６】低濃縮度の部分長燃料棒の配置位置による反
応度の変化を示す特性図である。FIG. 26 is a characteristic diagram showing a change in reactivity depending on an arrangement position of a low-enrichment partial length fuel rod.

【図２７】比較のために引用した従来の燃料集合体の横
断面図である。FIG. 27 is a cross-sectional view of a conventional fuel assembly cited for comparison.

【図２８】効果が及ぶ低濃縮度の部分長燃料棒の軸方向
配置位置を示す説明図である。FIG. 28 is an explanatory diagram showing axially arranged positions of low-enrichment partial-length fuel rods that are effective.

【符号の説明】[Explanation of symbols]

１…チャンネルボックス、３…上部タイプレート、４…
下部タイプレート、５…燃料スペーサ、６…燃料棒、７
…水ロッド。1 ... Channel box, 3 ... Upper tie plate, 4 ...
Lower tie plate, 5 ... Fuel spacer, 6 ... Fuel rod, 7
... water rod.

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 小山 淳一 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社日 立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者 中島 潤二郎 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 別所 泰典 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内   ─────────────────────────────────────────────────── ─── Continued front page    (72) Inventor Junichi Koyama             1168 Moriyama-cho, Hitachi-shi, Ibaraki Japan             Tate Seisakusho Energy Research Institute (72) Inventor Junjiro Nakajima             3-1-1 Sachimachi, Hitachi City, Ibaraki Prefecture Stock Association             Hitachi, Ltd.Hitachi factory (72) Inventor Bessho Yasunori             3-1-1 Sachimachi, Hitachi City, Ibaraki Prefecture Stock Association             Hitachi, Ltd.Hitachi factory

Claims (11)

【特許請求の範囲】[Claims] 【請求項１】上部タイプレートと、下部タイプレート
と、核燃料物質を含み上下端部が前記上部及び下部タイ
プレートに支持された複数の燃料棒と、前記燃料棒間に
配置された減速材棒とを備え、各々が配列された複数の
前記燃料棒を含み前記下部タイプレートの側面と実質的
に直行する複数の燃料棒列を有する燃料集合体におい
て、 前記燃料棒列相互間に形成された間隔のうち幅の狭い間
隔が、これよりも幅の広い間隔の間に位置し、 前記減速材棒に隣接する全ての前記燃料棒は、前記幅の
狭い間隔を形成する複数の燃料棒列に含まれていること
を特徴とする燃料集合体。1. An upper tie plate, a lower tie plate, a plurality of fuel rods containing a nuclear fuel material and having upper and lower ends supported by the upper and lower tie plates, and a moderator rod disposed between the fuel rods. A fuel assembly having a plurality of fuel rods each arranged and substantially orthogonal to a side surface of the lower tie plate, the fuel rods being formed between the fuel rod rows. The narrower interval among the intervals is located between the wider intervals, and all the fuel rods adjacent to the moderator rods are arranged in a plurality of fuel rod rows forming the narrower interval. A fuel assembly characterized by being included. 【請求項２】上部タイプレートと、下部タイプレート
と、核燃料物質を含み上下端部が前記上部及び下部タイ
プレートに支持された複数の燃料棒と、前記燃料棒間に
配置された減速材棒とを備え、各々が配列された複数の
前記燃料棒を含み前記下部タイプレートの側面と実質的
に直行する複数の燃料棒列を有する燃料集合体におい
て、 前記減速材棒に隣接する前記燃料棒はこの減速材棒から
等距離の位置にあり、これらの燃料棒相互間の間隔も等
しく、 お互いの間に幅の狭い間隔を形成する複数の前記燃料棒
列が、前記減速材棒に隣接する燃料棒から前記下部タイ
プレートの側面に向かって伸びていることを特徴とする
燃料集合体。2. An upper tie plate, a lower tie plate, a plurality of fuel rods containing nuclear fuel material and having upper and lower ends supported by the upper and lower tie plates, and a moderator rod disposed between the fuel rods. A fuel assembly having a plurality of fuel rod rows each of which is arranged substantially perpendicular to a side surface of the lower tie plate, the fuel rods being adjacent to the moderator rods. Are equidistant from the moderator rods, the fuel rods are equally spaced, and the plurality of fuel rod rows forming a narrow gap between them are adjacent to the moderator rods. A fuel assembly extending from a fuel rod toward a side surface of the lower tie plate. 【請求項３】上部タイプレートと、下部タイプレート
と、核燃料物質を含み上下端部が前記上部及び下部タイ
プレートに支持された複数の燃料棒と、前記燃料棒間に
配置された減速材棒とを備え、各々が配列された複数の
前記燃料棒を含み前記下部タイプレートの側面と実質的
に直行する複数の燃料棒列を有する燃料集合体におい
て、 燃料集合体の各コ−ナ−部に位置する第１燃料棒群は、
正方格子状に配置され、 これらの第１燃料棒群にはさまれる位置に第２燃料棒群
が設けられ、この第２燃料棒群に含まれる前記燃料棒の
うち、前記第１燃料棒群に隣接する前記燃料棒列に含ま
れる複数の燃料棒は、この燃料棒列に隣接する燃料棒列
であって前記第１燃料棒群に含まれる燃料棒列に配置さ
れた複数の燃料棒と共に三角格子を形成し、 この三角格子を形成する燃料棒を含む互いに隣接した燃
料棒列間の間隔は、正方格子を形成する燃料棒を含む互
いに隣接した燃料棒列間の間隔よりも狭くなっており、 前記減速材棒は前記第１及び第２燃料棒群に囲まれてい
ることを特徴とする燃料集合体。3. An upper tie plate, a lower tie plate, a plurality of fuel rods containing nuclear fuel material and having upper and lower ends supported by the upper and lower tie plates, and a moderator rod disposed between the fuel rods. And a plurality of fuel rod rows each including a plurality of fuel rods arranged in an array and being substantially orthogonal to a side surface of the lower tie plate, each corner portion of the fuel assembly. The first fuel rod group located at
A second fuel rod group is provided at a position sandwiched by the first fuel rod group in a square lattice shape, and the first fuel rod group among the fuel rods included in the second fuel rod group is the first fuel rod group. The plurality of fuel rods included in the fuel rod row adjacent to the fuel rod row are adjacent to the fuel rod row, and the plurality of fuel rods arranged in the fuel rod row included in the first fuel rod group The distance between adjacent fuel rod rows including the fuel rods forming the triangular lattice and including the fuel rods forming the triangular lattice is smaller than the distance between adjacent fuel rod rows including the fuel rods forming the square lattice. And the moderator rod is surrounded by the first and second fuel rod groups. 【請求項４】前記燃料棒の配列ピッチが均一である請求
項１，２または３の燃料集合体。4. The fuel assembly according to claim 1, wherein the arrangement pitch of the fuel rods is uniform. 【請求項５】前記燃料棒は複数の第１燃料棒及びこの第
１燃料棒よりも軸方向長が短い複数の第２燃料棒を含
み、前記第２燃料棒は前記狭い間隔を形成する燃料棒列
に含まれる請求項１または３の燃料集合体。5. The fuel rod includes a plurality of first fuel rods and a plurality of second fuel rods having an axial length shorter than that of the first fuel rods, the second fuel rods forming the narrow gaps. The fuel assembly according to claim 1 or 3, which is included in a row of rods. 【請求項６】前記第２燃料棒群に含まれる燃料棒列内で
最も外側にある前記燃料棒は、前記第１燃料棒群に含ま
れる前記燃料棒列内で最も外側にある前記燃料棒よりも
内側にある請求項３の燃料集合体。6. The outermost fuel rod in the fuel rod row included in the second fuel rod group is the outermost fuel rod in the fuel rod row included in the first fuel rod group. The fuel assembly according to claim 3, wherein the fuel assembly is inside. 【請求項７】上部タイプレートと、下部タイプレート
と、核燃料物質を含み上下端部が前記上部及び下部タイ
プレートに支持された複数の燃料棒と、前記燃料棒間に
配置された減速材棒とを備え、各々が配列された複数の
前記燃料棒を含み前記下部タイプレートの側面と実質的
に直行する複数の燃料棒列を有する燃料集合体におい
て、 前記減速手段は、軸方向の上部で下部よりも横断面積が
大きく、 前記燃料棒は、複数の第１燃料棒、及びこれよりも軸方
向長が短い複数の第２燃料棒であって前記減速手段の横
断面積が小さい下部の部分に隣接して配置され燃料集合
体横断面の平均濃縮度よりも低い濃縮度を有する前記第
２燃料棒を含み、 前記減速手段の下部での横断面積を、熱中性子束の径方
向分布の最小値及び共鳴中性子束の径方向分布の最小値
が共に前記第２燃料棒よりも径方向外側の領域に位置す
る大きさに設定し、 前記燃料棒列相互間に形成された間隔のうち幅の狭い間
隔が、これよりも幅の広い間隔の間に位置し、 前記減速手段の横断面積の大きな上部の部分に隣接する
全ての前記第１燃料棒は、前記幅の狭い間隔を形成する
複数の燃料棒列に含まれており、 ことを特徴とする燃料集合体。7. An upper tie plate, a lower tie plate, a plurality of fuel rods containing nuclear fuel material and having upper and lower ends supported by the upper and lower tie plates, and a moderator rod disposed between the fuel rods. A fuel assembly having a plurality of fuel rod rows each of which is arranged substantially orthogonal to a side surface of the lower tie plate, the deceleration means being axially upper. The cross-sectional area is larger than the lower part, and the fuel rod is composed of a plurality of first fuel rods and a plurality of second fuel rods having a shorter axial length than the first fuel rods, and the lower part where the cross-sectional area of the moderator is small. The second fuel rods which are arranged adjacent to each other and have an enrichment lower than the average enrichment of the cross section of the fuel assembly, and the cross-sectional area of the lower portion of the moderator is defined as the minimum value of the radial distribution of the thermal neutron flux. And the radial part of the resonance neutron flux Is set to a size that is located in an area radially outward of the second fuel rods, and a narrower interval among the intervals formed between the fuel rod rows has a width smaller than that. All of the first fuel rods that are located between wide intervals and that are adjacent to the upper portion with a large cross-sectional area of the speed reducer are included in a plurality of fuel rod rows forming the narrow intervals, A fuel assembly characterized by the following. 【請求項８】上部タイプレートと、下部タイプレート
と、核燃料物質を含み上下端部が前記上部及び下部タイ
プレートに支持された複数の燃料棒と、前記燃料棒間に
配置された減速材棒とを備え、各々が配列された複数の
前記燃料棒を含み前記下部タイプレートの側面と実質的
に直行する複数の燃料棒列を有する燃料集合体におい
て、 前記減速手段は、軸方向の上部で下部よりも横断面積が
大きく、 前記燃料棒は、複数の第１燃料棒、及びこれよりも軸方
向長が短い複数の第２燃料棒であって前記減速手段の横
断面積が小さい下部の部分に隣接して配置され燃料集合
体横断面の平均濃縮度よりも低い濃縮度を有する前記第
２燃料棒を含み、 前記燃料棒列相互間に形成された間隔のうち幅の狭い間
隔が、これよりも幅の広い間隔の間に位置し、 前記減速手段の横断面積の大きな上部の部分に隣接する
全ての前記第１燃料棒は、前記幅の狭い間隔を形成する
複数の燃料棒列に含まれており、 ことを特徴とする燃料集合体。8. An upper tie plate, a lower tie plate, a plurality of fuel rods containing nuclear fuel material and having upper and lower ends supported by the upper and lower tie plates, and a moderator rod disposed between the fuel rods. A fuel assembly having a plurality of fuel rod rows each of which is arranged substantially orthogonal to a side surface of the lower tie plate, the deceleration means being axially upper. The cross-sectional area is larger than the lower part, and the fuel rod is composed of a plurality of first fuel rods and a plurality of second fuel rods having a shorter axial length than the first fuel rods, and the lower part where the cross-sectional area of the moderator is small. The second fuel rods that are arranged adjacent to each other and have a concentration lower than an average concentration of a fuel assembly cross section, and a narrower interval among the intervals formed between the fuel rod rows is smaller than that of the second fuel rods. Well located between wide intervals All of the first fuel rods adjacent to the upper portion having a large cross-sectional area of the speed reducing means are included in a plurality of fuel rod rows forming the narrow space, and the fuel assembly is characterized in that . 【請求項９】前記第２燃料棒の濃縮度が燃料集合体の横
断面の平均濃縮度の０.７ 以下である請求項７または８
の燃料集合体。9. The enrichment of the second fuel rods is not more than 0.7 of the average enrichment of the cross section of the fuel assembly.
Fuel assembly. 【請求項１０】前記第２燃料棒の濃縮度が燃料集合体の
横断面の平均濃縮度の０.５ 以下である請求項７または
８の燃料集合体。10. The fuel assembly according to claim 7, wherein the enrichment of the second fuel rod is 0.5 or less of an average enrichment of a cross section of the fuel assembly. 【請求項１１】前記第２燃料棒が天然ウランを含有する
請求項７または８の燃料集合体。11. The fuel assembly according to claim 7, wherein the second fuel rod contains natural uranium.
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JP2014163806A (en) * 2013-02-26 2014-09-08 Hitachi Ltd Fuel assembly

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