JPH067195B2

JPH067195B2 - 軽水炉

Info

Publication number: JPH067195B2
Application number: JP60019972A
Authority: JP
Inventors: 潔堤; 博志平沼
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1985-02-06
Filing date: 1985-02-06
Publication date: 1994-01-26
Anticipated expiration: 2009-01-26
Also published as: JPS61180185A

Description

【発明の詳細な説明】〔発明の利用分野〕本発明は、軽水炉（沸騰水型軽水炉及び加圧水型軽水
炉）に係り、特に核分裂性物質の燃焼により削滅する核
分裂性物質の燃焼により消滅する核分裂性物質（Ｕ²³⁵
にほぼ等しい核分裂性物質（Ｐｕ²³⁹）を生成するのに
好適な軽水炉に関するものである。

〔発明の背景〕

従来の発電用の軽水炉（沸騰水型軽水炉及び加圧水型軽
水炉）の構造及び構成要素の機能を以下に記す。これら
の軽水炉は、濃縮ウラン（核分裂性のＵ−２３５を２〜
３％に濃縮したウラン）を使用し、この濃縮ウランを燃
焼させ（核分裂させ）て発電することを目的とした原子
炉で、転換比を向上させウラン資源を節約することを目
的としたものではない。

軽水炉（沸騰水型軽水炉及び加圧水型原子炉）は、原子
炉圧力容器を有しており、その原子炉格納容器内に収納
されている。原子炉圧力容器内で熱発生源である燃料集
合体が配置された部分を、通常「炉心」と呼んでいる。
軽水炉の燃料集合体は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）及び
加圧水型原子炉（ＰＷＲ）とも、２〜３％の低濃縮ウラ
ンで形成された二酸化ウラン（ＵＯ_２）焼結ペレットを
使用している。燃料ペレットの大きさは、直径，高さと
も１cm内外の円柱型である。この燃料ペレットを約ｍの
ジルコニウム合金でできた被覆管内に充填して、被覆管
の両端に端栓をとりつけ溶接したものを燃料棒という。
被覆管は核分裂の際生成する放射性物質を封じ込める役
割をする。

ＢＷＲでは燃料棒を８×８の正方格子状に配列した燃料
集合体を単位として使用する。燃料集合体は、チャンネ
ルボックスと呼ばれる正方形の筒を取付けた状態で原子
炉の炉心に装荷される。

ＰＷＲの燃料集合体は、燃料棒を１４×１４，１５×１
５もしくは１７×１７に配置した正方格子であり、ＢＷ
Ｒの燃料集合体より大きくまた外側にチャンネルボック
スが設けられていない。

ＢＷＲでは、燃料集合体内の出力分布の平均化のため数
種類の濃縮度の燃料棒を使用する。ＰＷＲでは燃料集合
体内の燃料棒の濃縮度は均一であるが後述するように３
種類の濃縮度（初装荷燃料）の燃料集合体を使用する。

燃料集合体を制御棒とともに配列したのが炉心である。
ＢＷＲの炉心断面の一例を第１２図に示す。制御棒２は
十字形をしており燃料集合体１の間に挿入される。炉心
は、制御棒２を囲む４体の燃料集合体１を単位としてこ
の単位を格子状に配列し、外形としては円に近い。ＢＷ
Ｒ沸騰水形軽水炉の燃料集合体のチャンネルボックス
は、燃料棒を冷却するため冷却水の流量を確保するとと
もに、制御棒２のガイドの役割を果たしている。制御棒
２が挿入されない燃料集合体１間には、中性子束検出器
３が配置されている。中性子検出器３は、出力レベルの
測定、監視並びに出力分布の測定に用いられる。

ＰＷＲの炉心も、第１３図に示すように燃料集合体４
Ａ，４Ｂ及び４Ｃを外形が円に近づくように格子状に配
列することにより構成される。燃料集合体４Ａの濃縮度
は約2.1重量％、燃料集合体４Ｂ及び４Ｃの濃縮度は約
2.6重量％及び約3.1重量％である。ＰＷＲでは、炉心内
で蒸気が発生しないこと及び制御棒が燃料集合体内に挿
入されること等のため、ＢＷＲの様にチャンネルボック
スを必要としない。電気出力１１０万KWクラスのＰＷＲ
では燃料集合体の数は約１９０体であるが、そのうち制
御棒が挿入されるのは約５０体である。ＰＷＲでは、出
力レベルおよび出力分布の監視は炉外核計装により行な
い、炉内計装は温度測定用の熱電対のみで中性子検出器
を設置しない。

制御棒の挿入はＰＷＲでは上から、ＢＷＲでは下から行
なう。ＢＷＲで制御棒を下から挿入する理由は、上部で
蒸気が発生していることにより、上部での中性子の減速
効果が相対的に少なくなり、下部の出力が高くなるのを
補償するためである。原子炉の燃料物質として有効なの
は核分裂性物質であるＵ−２３５（ＢＷＲ及びＰＷＲと
もＵ−２３５の含有量が２〜３％の低濃縮ウランを使用
する。残りの９７〜９８％は核分裂をしないＵ−２３８
である。）である。炉心内に配置された燃料集合体中の
Ｕ−２３５は、燃焼が進むに従って核分裂により減少す
る。したがって、一定の出力レベルを維持するために
は、必要に応じ新たな燃料物質を補給する、すなわち燃
料集合体を取り替える必要がある。ＢＷＲ及びＰＷＲと
も、ほぼ１年に１回原子炉を停止して燃料集合体を取り
替えるが、新燃料集合体はＢＷＲでは炉心の１／４を炉
心全体一様に（原則として１本の制御棒の周りに１本ず
つ）装荷し、ＰＷＲでは炉心の１／３を、炉心の外周部
に装荷する方法を採用している。

原子炉における熱エネルギーは、熱中性子によるＵ−２
３５の核分裂によるが、この核分裂が起こる度合を表わ
す指標を反応度という。反応度が高ければ核分裂が盛ん
になる。原子炉を所定の出力に維持するためには、核分
裂の度合すなわち反応度を適切に制御する必要がある。
このため使用されるのが制御棒で、制御棒は中性子をよ
く吸収する材料（硼素、Ａｇ・Ｉｎ・Ｃａ合金）を使用
している。

核分裂を起こすＵ−２３５は燃焼とともに減少するが、
燃料集合体を取り替えた直後の炉心はＵ−２３５が豊富
である。従って、燃料集合体を取り替えた直後の炉心
は、それだけ反応度が高く、以後燃焼が進むに従って反
応度は低下する。このため、燃焼に伴い制御棒の挿入度
を徐々に減らしていって反応度の低下を補償している。
従来の軽水炉において、炉心は、燃焼初期（燃料交換後
運転を開始した時点）には約８％の余剰反応度（臨界を
超過した度合）を持っており、これを硼素等の中性子吸
収分質よりなる制御棒を挿入する事により補償してい
る。これを燃焼反応度と呼ぶ。燃焼に伴い余剰反応度は
小さくなり、それに伴い制御棒を引き抜いてゆく。燃焼
末期（原子炉を停止し、新しい燃料を装荷する時期）に
は、余剰反応度はゼロになり制御棒はすべて引き抜かれ
た状態になり原子炉は停止する。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、将来のウラン資源の不足に対処するこ
とができると共に設備利用率を向上でき、核燃料物質を
有効に利用でき、更に熱的余裕を増大できる軽水炉を提
供することにある。

〔発明の概要〕

本発明の特徴は、冷却材である軽水が内部に存在する原
子炉容器と、前記原子炉容器内の炉心に装荷された横断
面が六角形上で複数の燃料棒が三角格子状に配列された
複数の燃料集合体と、前記炉心内に挿入される複数の制
御棒とを備え、前記燃料集合体内における水領域の横断面積と全燃料棒
の横断面積の合計との比が０．５〜１．２の範囲にあ
り、前記制御棒は、炉心中央部では密に、炉心周辺部では粗
に配置されている軽水炉にある。

〔発明の概要〕

次世代軽水炉として高速増殖炉導入時期までの間、ウラ
ン資源の節約のため高転換型軽水炉による燃焼により消
滅するＵ−２３５及びＰｕ−239等の核分裂性物質の量
にできるだけ近い量の核分裂性物質を同時に炉内で生成
する原子炉の開発が要求される。燃焼により消滅する核
分裂性物質と同時に炉内で生成する核分裂性物質の量を
示す指標として転換比を次に示す。

分母は炉内でＵ−２３５，Ｐｕ−２３９及びＰｕ−２４
１が核分裂（核分裂反応が生じる確率を通常Σ_ｆで表わ
す）及び中性子捕獲（中性子捕獲反応が生じる確率を通
常Σ_ｅで表わす）の両反応すなわち中性子吸収反応（Σ
_ａ＝Σ_ｆ＋Σ_ｃ）により、炉内で消滅する量を示す。分
子は核分裂性物質の生成量を示す。（▲Σ²³⁸ _a▼−▲Σ
²³⁸ _c▼）はＵ−238の中性子捕獲反応を示し▲Σ²³⁸ _a▼
−▲Σ²³⁸ _f▼＝▲Σ²³⁸ _c▼この反応は次によりＰｕ−２
３８を生成する（Ｕ−２３８は炉内でエネルギーの高い
中性子に対し有意な核分裂反応の確率を持つ）。

Ｕ-238+n（中性子）→Ｕ-239 Ｐｕ−239 ▲Σ²³⁸ _a▼はＰｕ−２４０の中性子吸収反応を示し、こ
の反応により以下に示すように核分裂性のＰｕ−２４１
を生成する。

Ｐｕ−２４０＋ｎ（中性子）→Ｐｕ−２４１軽水炉等の熱中性子炉においては核分裂により平均2.5
個の中性子を発成するが、前述の転換比を向上させるた
めには有効に中性子を利用する（中性子経済を向上させ
る）必要がある。

核分裂により発成する中性子量は消滅量と次に示す関係
にある。

転換比を向上させるために上式右辺の第３項及び第４項
による消滅量を小さくするとともに、上式右辺の第２項
のＵ−２３８等の中性子捕獲反応を大きくさせる軽水炉
の構造を発明し、転換比向上を可能とした。

従来の軽水炉においては前記転換比向上を目的としたも
のではないが、本定義に基づく転換比は約0.５５であ
る。

本発明による軽水炉の基本的構造 (1)減速材による中性子吸収量を小さくする。

減速材そのものの燃料に比べた面積比を小さくする。従
来型軽水炉の燃料集合体の例では断面が約１５cm×１５
cmの単位セル中に６４本の燃料棒を正方格子に配列し、
その燃料の面積比は約２２％で減速材である軽水の面積
比は、約６２％である。燃料の面積比を増すためには、
燃料棒配置を３角形格子配置とし、燃料集合体形状を六
角形とする。これにより第１０図に示す様に燃料面積比
を５０％以上にまた軽水の面積比を３０％以下にする事
が可能である。このため軽水にむだに吸収される中性子
の量が小さくなる。軽水の面積比を小さくする事は(4)
に記す核分裂性物質を生成する親物質であるＵ−２３８
の中性子捕獲反応を増加させる事にも寄与する。第１０
図は、燃料集合体あたりの燃料棒数が９１、燃料棒間の
間隔が1.５mm、被覆管厚みが0.５mm及びチャンネルボッ
クス厚みが3.８mmの場合の特性である。ただし、□，
×，■及び●印は、従来型の軽水炉の燃料の例を示して
おり、上記条件とは異っている。

(2)制御材として核分裂性物質を生成する燃料親物質を
使用する。

従来の軽水炉においては制御材として硼素及びＡｇ・Ｉ
ｎ・Ｃａ合金を使用しているが、中性子を吸収して核分
裂性物質を生成するＵ²³⁸を使用する。このため天然ウ
ラン又はウラン濃縮に使用済の劣化ウランを使用する。
これにより制御材として機能すると同時にＵ−２３８の
吸収反応によりＰｕ−２３９を生成し、転換比の向上に
寄与する。

(3)原子炉外への中性子のもれは最小にする燃料集合体の集合により構成される炉心の外形は円筒形
に最も近くなる様に配列し、かつその円筒の直径と高さ
を等しくする。六角柱燃料を使用している事により四角
柱燃料使用の場合より外形を円に近づける事がより容易
である。

(4)核分裂性物質を生むＵ−２３８の中性子捕獲反応が
多くおこる中性子エネルギーで原子炉を運転する。第１
１図にＵ−２３８の中性子エネルギーに対する中性子捕
獲反応の確率を示す。Ｕ−２３８は５〜２０ｅＶの間に
大きな中性子吸収の確率を有する特性を持っている。従
来の軽水炉においては軽水は減速材として中性子を５ｅ
Ｖ以下に十分減速する（熱中性子にする）役割を持ち、
その為軽水の燃料集合体単位セルにおける大きな専有面
積（大きな面積比）を持っていた。本発明においては軽
水の面積比を小さくし、中性子を熱中性子まで十分減速
させず、５〜２０ｅＶ近傍の中性子が多く存在する（中
性子エネルギースペクトルのかたい）原子炉炉心とする
ことにより、Ｕ−２３８に多くの中性子を捕獲させ転換
比を向上させる。これは(1)に記したように減速材によ
る中性子のむだ吸収を小さくする事にもなる。

〔発明の実施例〕

本発明の好適な一実施例である軽水炉に用いる燃料集合
体の外形を第２図に、その断面を第３図に示す。本実施
例においては１体の燃料集合体１６は、チャンネルボッ
クス内に９１本の燃料棒５を有し、それらの燃料棒５を
三角格子状に配置したものである。冷却水（軽水）は、
燃料集合体１６の下端部の冷却水入口９より燃料集合体
１６内に入り、上昇するに伴い燃料棒５より熱を吸収し
て蒸気と高温の水の混合物（ＢＷＲの場合）又は高温の
水（ＰＷＲの場合）として冷却水出口１０より出る。燃
料棒６は、燃料ペレットと、それを収納する被覆管とに
より構成されている。燃料ペレットは、天然ウランとプ
ルトニウムの混合物または劣化ウランとプルトニウムの
混合物または濃縮ウランよりなる。プルトニウムは、従
来型の軽水炉で製造されたものでＰｕ−２３９，Ｐｕ−
２４０，Ｐｕ−２４１，Ｐｕ−２４２の同位体からなり
その重量比は概略５８：２４：１４：４である。また劣
化ウランは従来型の軽水炉で使用する濃縮ウラン製造時
に残る廃物ウランである。制御棒集合体の断面を第４図
に示す。本実施例に用いられる制御棒集合体１７は、６
１本の中性子吸収棒７、それらを束ねる制御棒保護管１
１、制御棒案内管１２及びチャンネルボックス６よりな
る。制御棒１８は、中性子吸収棒７及び制御棒保護管１
１からなる。制御棒１８が制御棒案内管１２内を上下に
駆動されて炉心の反応度を制御する。制御棒案内管１２
は、制御棒１８を案内する役割をする。中性子吸収棒７
は、被覆管内に中性子吸収ペレットを収納して構成され
る。中性子吸収ペレットは、天然ウラン（Ｕ−２３５と
Ｕ−２３８の重量比は0.7：99.3）または劣化ウラン
（Ｕ−２３５とＵ−２３８の重量比は0.3：99.7）金属
または酸化物よるなる。ウランの大部分を占めるＵ−２
３８は中性子を吸収し、その挿入割合により炉心を臨界
に保つべく反応度制御をすると同時に、以下の反応によ
り核分裂性物質Ｐｕ−２３９を生成する。

Ｕ-238+n（中性子）→Ｕ-239 Ｐｕ−239 これらの燃料集合体１６及び制御棒集合体１７で構成さ
れた炉心（横断面）８を第１図に示す。第１図は２体の
燃料集合体１６の間隔をおいて制御棒集合体１７を規制
的に配置した本発明の実施例である。本炉心の水対燃料
比は、0.5〜1.2の範囲である。

従来のＢＷＲ燃料の水対燃料比（燃料集合体断面におけ
る軽水の面積比の比）は約３である。従来型ＢＷＲの燃
料棒（直径約1.２cm）において、３角格子配列とし、燃
料棒間隔（燃料棒と燃料棒の間のギャップ）をできるだ
け小さくすることにより（1.５mm）、水対燃料比を0.7
とすることができる。燃料棒を３角格子配列とし、燃料
棒間隔をできるだけ小さくして（1.５mm）、燃料棒直径
を変えた場合の水対燃料比の変化を第５図に示す。燃料
棒径を大きくすることにより、水対燃料比は小さくなり
0.5に近づく。これは水対燃料比の下限と考えられる。
燃料棒径を小さくした場合、水対燃料比は増加する。現
在の高速増殖炉（ＦＢＲ）の燃料棒径（6.５mm）におい
て水対燃料比は1.2に近づく。転換比は燃料棒径の増加
に伴い向上するが、炉心径心径および燃料装荷量の増大
となる。燃料棒径を小さくした場合、転換比は太径棒に
比較して劣るが、炉心径の減少および燃料装荷量の減少
となる。現在のＦＢＲの燃料棒は製造上、細径の点で限
界設計であることから、水対燃料比の現実的な範囲は0.
5〜1.2となる。

本実施例による軽水炉は装荷した燃料中に含まれる核分
裂性物質（本発明による軽水炉では従来型軽水炉におい
て生成したプルトニウムを使用する）を燃焼させるとと
もに、運転中に炉内で積極的に核分裂性物質（Ｐｕ−２
３９等）を生成させ、それをも燃焼させ熱を発生するこ
とにより、有効に核燃料物質を活用し設備利用率を向上
することができる。

本発明の効果を第６図により、より明確に説明する。従
来型軽水炉の例においては、燃焼初期にもつ燃焼反応度
８％は約１年運転することにより、ゼロとなり全体の１
／４の燃料集合体１を新しい燃料集合体１と交換し再び
運転を再開する。転換比が高くなるに伴い、単位燃焼時
間あたりの余剰反応度の減少は小さくなる。これは核分
裂性物質の燃焼による削減量に近い量の核分裂性物質が
生成することによる。増殖性を目的とした原子炉に高速
増殖炉があり現在開発中である。高速増殖炉においては
炉心の転換比が高いこと（0.85）及び炉心より外へもれ
る高速中性子（エネルギーの高い高速中性子は炉心外へ
もれる量が多い）を炉心を囲む形で配置した燃料親物質
（天然ウラン）に捕獲させ核分裂性物質を生成させる。
高速増殖炉のブランケットを含めた増殖比（高速増殖炉
では転換比とは言わず増殖比と言うが、定義は同じ）は
約1.2である。高速増殖炉においては半年で余剰反応度
2.5％が失われる。高速増殖炉の余剰反応度の減少割合
に関係する炉心部の転換比0.85に着目すると、当初余剰
反応度を軽水炉と同じ８％持たせると約1.6年間運転で
きる。本実施例の軽水炉は高速増殖炉の運転期間に近づ
くと考えられる。本実施例の軽水炉において運転期間1.
4年程度は可能と考えられる。これは軽水炉の設備利用
率（原子炉の運転している時間の割合）の向上となり、
燃料交換、定期点検に要する時間を２カ月とするならば
３４％の設備利用率の向上となる。

プルトニウムを富化せずに濃縮ウランを充填した燃料集
合体１６で炉心を構成した軽水炉は、燃料の再処理を行
わないワンスルー方式で取出し燃焼度を高くすることが
できる。ワンスルー方式とは、濃縮ウランを用いて原子
炉から取出された使用済燃料棒に含まれている燃料物質
のどの成分も、軽水炉で再利用しない燃料物質の利用方
法である。

第７図は、炉心８を有するＢＷＲを示している。炉心８
を有するＢＷＲは、上部が密閉蓋２２にて密封された原
子炉圧力容器２１を有している。炉心シュラウド２３
が、原子炉圧力容器２１内に設置されている。気水分離
器２４が炉心シュラウド２３の上端に取付けられ、ドラ
イヤ２５が気水分離器２４より上方に位置している。下
部炉心支持板２６及び上部炉心支持板２７が、炉心シュ
ラウド２３内に設置されている。下部炉心支持板２６及
び上部炉心支持板２７は、炉心８内に装荷された燃料集
合体１６の上下端部がそれぞれ保持される。

制御棒駆動機構（図示せず）が、原子炉圧力容器２１の
底部の鏡部に取付けられる。制御棒案内管３３は、制御
棒駆動機構より上方の原子炉圧力容器２１内で制御棒駆
動機構の延長線上に設置される。制御棒１８の下端部
が、制御棒駆動機構に着脱可能に連結される。制御棒１
８は、制御案内管３３及び制御棒集合体１７のチャンネ
ルボックス６内を上下動する。

冷却水は、ジェットポンプ３５を通って炉心８内に達す
る。この冷却水は、燃料棒５にて加熱され、蒸気とな
る。蒸気は、気水分離器２４及びドライヤ２５を通って
原子炉圧力容器２１外に吐出され、タービン（図示せ
ず）に送られる。

炉心の他の実施例を第８図に示す。本炉心１３の水対燃
料比は、0.5〜1.2の範囲にある。第１図の様に制御棒集
合体１７を規則的に配置した場合、配置上単純で、燃料
集合体１６の交換計画を規則的に作成することができる
が、炉心８中央部の出力密度（線出力密度）が周辺部よ
り大きくなる。第８図の炉心１３は、制御棒集合体１７
を炉心周辺部に粗に配置することにより、制御棒１８の
局部的な出力抑制効果により出力の平坦化が可能とな
る。これにより熱的余裕が生じ、またその余裕を炉心性
能の向上に活用することが可能となる。さらに本実施例
においても、前述した実施例と同じ効果を得ることがで
きる。本実施例では、炉心１３を、第７図の沸騰水型原
子炉の炉心８の代りに用いるものである。

第９図は炉心８を有するＰＷＲを示している。

ＰＷＲは、炉心８を内蔵する原子炉圧力容器４２を有し
ている。原子炉圧力容器４２は、その壁面に入口ノズル
４３及び出口ノズル４４を有し、頂部に密閉蓋４５を設
置している。実質的に円筒形の炉心シュラウド４６は、
密閉蓋４５近くにある原子炉圧力容器４２のたなに吊下
げられている。バッフル４７が、炉心シュラウド４６の
下部で炉心シュラウド４６内に取付けられている。燃料
集合体１６の下端部を収容するための穴を有する下部炉
心支持板４８が、炉心シュラウド４６の下端に取付けら
れる。燃料集合体１６の上端部を収容するための穴を有
する上部炉心支持板４９が、複数の支柱５０によって太
い梁のある上部支持板５１に支持される。複数の案内筒
２６が、上部支持５１と上部炉心支持４９との間に配置
されている。案内筒６６には開口７３が設けられてい
る。

炉心８１２は、炉心シュラウド４６内の下部に構成さ
れ、多数の燃料集合体１６及び制御棒集合体１７からな
っている。

ＰＷＲは、流体圧力で作動される制御棒駆動機構５９を
備えている。制御棒駆動機構５９は、アダプタ管７１の
上部フランジ７２に取付けられる。アダプタ管７１は、
密閉蓋５を貫通するとともに密閉蓋４５に溶接にて取付
けられている。制御棒駆動機構５９の下端に、第４図に
示す制御棒１８が着脱可能に取付けられる。制御棒１８
は、案内筒２６内を上下動する。制御棒駆動機構５９
は、制御棒１８の燃料集合体１６内へ挿入操作、それか
らの引抜き操作を行う。

原子炉の運転中、蒸気発生器（図示せず）から送られて
きた減速材でもある冷却水（軽水）は、入口ノズル４３
より原子炉容器４２内に入り、原子炉容器４２と炉心シ
ュラウド４６との間に形成された環状通路７９を下方へ
流れ、下部炉心支持板４８より下方に形成された下部プ
レナム８０に流入する。この冷却水は、さらに下部炉心
支持板４８に支持されている燃料集合体１６内に流入す
る。

冷却水は、各々の燃料集合体１６内を上昇する過程で加
熱されて高温の水になる。制御棒集合体１７から吐出さ
れた高温の冷却水は、真上にある案内筒６６内に流入し
て上部炉心支持板４９より上方に位置している上部プレ
ナム８２内に開口７３より流出する。燃料集合体１６か
ら吐出された高温の冷却水は、上部炉心支持板４９を通
して上部プレナム８２内に達する。そして、高温の冷却
水は、上部プレナム８２より出口ノズル４４を通して原
子炉容器４２外へ流出し、蒸気発生器に送られる。

ＰＷＲにおいても、炉心８の代りに第８図の炉心１３を
用いてもよい。

〔発明の効果〕

本発明によれば、将来のウラン資源の不足に対処するこ
とができると共に設備利用率を向上でき、核燃料物質を
有効に利用できる。更に熱的余裕を増大できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の好適な一実施例である軽水炉の炉心の
横断面図、第２図は第１図の炉心の装荷される燃料集合
体の外観図、第３図は第２図の燃料集合体の横断面図、
第４図は第１図の炉心に配置された制御棒集合体の横断
面図、第５図は燃料棒の直径と面積比及び水対燃料比と
の関係を示す特性図、第６図は燃料燃焼時間と燃焼反応
度との関係を示す特性図、第７図は第１図の炉心を有す
る沸騰水型原子炉の縦断面図、第８図は本発明の他の実
施例である軽水炉の横断面図、第９図は第１図の炉心を
有する加圧水型原子炉の縦断面図、第１０図は燃料棒直
径と面積比を燃料，軽水，被覆管およびチャンネルボッ
クス，ギャップのそれぞれについて示した特性図、第１
１図は中性子エネルギーとＵ−２３８の中性子捕獲確率
との関係を示す特性図、第１２図は従来の沸騰水型原子
炉の炉心の横断面図、第１３図は従来の加圧水型原子炉
の炉心の横断面図である。５…燃料棒、６…チャンネルボックス、７…中性子吸収
棒、８…炉心、１１…制御棒保護管、１２…制御棒案内
管、１６…燃料集合体、１７…制御棒集合体、１８…制
御棒。

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】冷却材である軽水が内部に存在する原子炉
容器と、前記原子炉容器内の炉心に装荷された横断面が
六角形上で複数の燃料棒が三角格子状に配列された複数
の燃料集合体と、前記炉心内に挿入される複数の制御棒
とを備え、前記燃料集合体内における水領域の横断面積と全燃料棒
の横断面積の合計との比が０．５〜１．２の範囲にあ
り、前記制御棒は、炉心中央部では密に、炉心周辺部では粗
に配置されていることを特徴とする軽水炉。