JPS58178286A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents
沸騰水型原子炉Info
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- JPS58178286A JPS58178286A JP57060607A JP6060782A JPS58178286A JP S58178286 A JPS58178286 A JP S58178286A JP 57060607 A JP57060607 A JP 57060607A JP 6060782 A JP6060782 A JP 6060782A JP S58178286 A JPS58178286 A JP S58178286A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- core
- fuel assembly
- rod
- fuel assemblies
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は沸騰水型原子炉、特に原子力発電における運転
サイクル長期化に対応し得る沸騰水型原子炉に関する。
サイクル長期化に対応し得る沸騰水型原子炉に関する。
一般に沸騰水型原子炉の炉心は、断面十字型の制御棒の
周囲に４体１組の燃料集合体を配置して成る単位格子を
多数配列して構成さ扛ている。°而して、−炉心年毎の
燃料交換計画に基いて最も燃焼が進んだ燃料集合体が未
燃焼の燃料集合体と交換される。燃料交換の割合は、燃
料集合体のウラン２３５濃縮度と、−炉心年のサイクル
燃焼度との関係から決定される。
周囲に４体１組の燃料集合体を配置して成る単位格子を
多数配列して構成さ扛ている。°而して、−炉心年毎の
燃料交換計画に基いて最も燃焼が進んだ燃料集合体が未
燃焼の燃料集合体と交換される。燃料交換の割合は、燃
料集合体のウラン２３５濃縮度と、−炉心年のサイクル
燃焼度との関係から決定される。
ところで、原子力発電の経済性を向上させるには、−炉
心年の長さを大とすることが重要である。
心年の長さを大とすることが重要である。
而して、−炉心年を長期化するためには、燃料集合体の
ウラン２３５濃縮度を高めることや、−炉心年毎の燃料
交換割合を大きくすることが必要となる。
ウラン２３５濃縮度を高めることや、−炉心年毎の燃料
交換割合を大きくすることが必要となる。
従来の沸騰水型原子炉は、燃料集合体のウラ／２３５の
濃縮度ｔｉ ２．７−であり、−炉心年毎に全１ 炉心の約１の燃料集合体を交換する所謂４バツチ炉心と
されている。このような炉心のサイクル燃焼度は約ｓ、
Ｏｏ ０ｈｌＮｄ／８．である。
濃縮度ｔｉ ２．７−であり、−炉心年毎に全１ 炉心の約１の燃料集合体を交換する所謂４バツチ炉心と
されている。このような炉心のサイクル燃焼度は約ｓ、
Ｏｏ ０ｈｌＮｄ／８．である。
これに対し、例えばサイクル燃焼度を前記４バＷｄ
ブチ炉心のそれの約２倍以上である１３，２００ ／
、、１で高め、−炉心年金長期化させるためには、燃料
集合体のウラ／２３５濃縮度を約３．８０ｗ１０とし、
一炉心年毎に全炉心の約Σの燃料集合体を交換する所謂
２バツチ炉心としなければならない。
、、１で高め、−炉心年金長期化させるためには、燃料
集合体のウラ／２３５濃縮度を約３．８０ｗ１０とし、
一炉心年毎に全炉心の約Σの燃料集合体を交換する所謂
２バツチ炉心としなければならない。
また、前記のようにして燃料集合体のウラン２３５濃縮
度を高め、サイクル燃焼度を増大させることにより、炉
心の余剰反応度や炉停止余裕等の炉心基本特性が損われ
ないように、燃料集合体中の可燃性毒物の含有量を適切
に定めることが必要となる。なお、炉心の余剰反応度詠
は制御棒全引抜時の炉心の実効増倍率１ｋｋｅｆｆとし
た時に、臨界値ｋｅｆｆ ＝１．０からの差で与えられ
Δｋ ＝ ｋｅｆｆ １．０ ・・・・・・・・・
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・（
１）であり、サイクルの初期では制御棒の操作性から見
て、余剰反応度Δには、０．０１（１チΔｋ）以上ある
ことが望ましい。
度を高め、サイクル燃焼度を増大させることにより、炉
心の余剰反応度や炉停止余裕等の炉心基本特性が損われ
ないように、燃料集合体中の可燃性毒物の含有量を適切
に定めることが必要となる。なお、炉心の余剰反応度詠
は制御棒全引抜時の炉心の実効増倍率１ｋｋｅｆｆとし
た時に、臨界値ｋｅｆｆ ＝１．０からの差で与えられ
Δｋ ＝ ｋｅｆｆ １．０ ・・・・・・・・・
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・（
１）であり、サイクルの初期では制御棒の操作性から見
て、余剰反応度Δには、０．０１（１チΔｋ）以上ある
ことが望ましい。
また、炉停止余裕とは、原子炉が冷態停止の状態にある
時に、制御棒価値の最も大きな制御棒が未挿入であって
も、原子炉が未臨界にあること金示す指標であり、前記
制御棒が未挿入である時の炉心の実効増倍率全ｋｅｆｔ
Ｃ０１ｄとすると、炉停止余裕Δｋｃｏｌｄは、臨界
値ｋｅｆｆ ＝ １．０とｋｅｆｆ との差で定義
される。すなわち、 ΔｋＣＯｌ ｄ−ｔ 、ｏ −ｋｅｔ ｔ Ｃ０１ｄ・
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
・（２）ｏｌｄ であり、Δｋ はサイクル全期間全通じて０．０１（
１％Δｋ）以上であることが望ましい。
時に、制御棒価値の最も大きな制御棒が未挿入であって
も、原子炉が未臨界にあること金示す指標であり、前記
制御棒が未挿入である時の炉心の実効増倍率全ｋｅｆｔ
Ｃ０１ｄとすると、炉停止余裕Δｋｃｏｌｄは、臨界
値ｋｅｆｆ ＝ １．０とｋｅｆｆ との差で定義
される。すなわち、 ΔｋＣＯｌ ｄ−ｔ 、ｏ −ｋｅｔ ｔ Ｃ０１ｄ・
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
・（２）ｏｌｄ であり、Δｋ はサイクル全期間全通じて０．０１（
１％Δｋ）以上であることが望ましい。
しかし乍ら、−炉心年長期化のため、上記の如くしてウ
ラン２３５の濃縮度を高めた場合、冷態停止時の燃料集
合体の無限増倍率が大きくなり過ぎ、炉停止余裕に必要
な条件を満さないと言う問題を生じる。
ラン２３５の濃縮度を高めた場合、冷態停止時の燃料集
合体の無限増倍率が大きくなり過ぎ、炉停止余裕に必要
な条件を満さないと言う問題を生じる。
従来の技術によれば、炉停止余裕を改善するには、燃料
集合体内の燃料棒の中、酸化ガドリニウムのような可燃
性毒物を含む燃料棒の割合金増すか、または割合を増さ
ずに可燃性毒物の濃度を高めるかによっていた。
集合体内の燃料棒の中、酸化ガドリニウムのような可燃
性毒物を含む燃料棒の割合金増すか、または割合を増さ
ずに可燃性毒物の濃度を高めるかによっていた。
しかし乍ら、−炉心年の長期化をはかるため燃料交換割
合を高めた前記の２バツチ炉心の如き炉心にあっては、
可燃性毒物を含む燃料棒の数を１本増すことにより、炉
心停止余裕は改善されるが、その反面サイクル初期にお
ける１％Δに以」二の余剰反応度が得られないこととな
る。可燃性毒物が酸化ガドリニウムなどである場合には
、これ金含む燃料棒を１本増すことにより、その燃料集
合体の無限増倍率は３％〜４％Δに低下し、このような
燃料集合体を、例えば前記の２バツチ炉心に装荷すれば
、炉心余剰反応度が１５％〜２％Δに低下するからであ
る。
合を高めた前記の２バツチ炉心の如き炉心にあっては、
可燃性毒物を含む燃料棒の数を１本増すことにより、炉
心停止余裕は改善されるが、その反面サイクル初期にお
ける１％Δに以」二の余剰反応度が得られないこととな
る。可燃性毒物が酸化ガドリニウムなどである場合には
、これ金含む燃料棒を１本増すことにより、その燃料集
合体の無限増倍率は３％〜４％Δに低下し、このような
燃料集合体を、例えば前記の２バツチ炉心に装荷すれば
、炉心余剰反応度が１５％〜２％Δに低下するからであ
る。
また、上記の不都合全回避しようとして、可燃性毒物を
含む燃料棒の本数を増すことなく、それらの可燃性毒物
の濃度を増す時は、炉停止余裕の改善は微小゛であるの
みでなく、逆にサイクル末期に可燃性毒物が残留するこ
とにより、サイクル燃焼度が低下され燃料経済性が悪化
する。
含む燃料棒の本数を増すことなく、それらの可燃性毒物
の濃度を増す時は、炉停止余裕の改善は微小゛であるの
みでなく、逆にサイクル末期に可燃性毒物が残留するこ
とにより、サイクル燃焼度が低下され燃料経済性が悪化
する。
本発明は上記の事情に基きなされたもので、−炉心年の
長期化された沸騰水型原子炉であって、しかも炉心り余
剰反応度、炉停止余裕等の炉心特性のすぐ扛た沸騰水型
原子炉？得ること全目的としている。
長期化された沸騰水型原子炉であって、しかも炉心り余
剰反応度、炉停止余裕等の炉心特性のすぐ扛た沸騰水型
原子炉？得ること全目的としている。
本発明においては、平均のウラニウム２３５濃縮度が等
しく、可燃性毒物を含む燃料棒の本数差が１である２種
類の燃料集合体全炉心に装荷することにより前記目的を
達成している。
しく、可燃性毒物を含む燃料棒の本数差が１である２種
類の燃料集合体全炉心に装荷することにより前記目的を
達成している。
第１図において、１２はそれぞれ本発明において使用さ
れる２種類の燃料集合体を示しており、３は十字型制御
棒を示している。各燃料集合体１２は、はぼ正方形断面
のチャンネルボックス４内に燃料棒Ｆｉ８列８行の格子
状に配列して装填して構成されている。なお、チャンネ
ルボックス４０対角線の交点位置には水棒Ｗが燃料棒Ｆ
の代ジに装填されている。なお、この図中燃料棒Ｆｉ示
す円形内に記入された数字１〜７はウラン２３５濃縮度
の高い方から低い方への順位を示し、それらの順位に対
応するウラニウム２３５濃縮度は下表に示されている。
れる２種類の燃料集合体を示しており、３は十字型制御
棒を示している。各燃料集合体１２は、はぼ正方形断面
のチャンネルボックス４内に燃料棒Ｆｉ８列８行の格子
状に配列して装填して構成されている。なお、チャンネ
ルボックス４０対角線の交点位置には水棒Ｗが燃料棒Ｆ
の代ジに装填されている。なお、この図中燃料棒Ｆｉ示
す円形内に記入された数字１〜７はウラン２３５濃縮度
の高い方から低い方への順位を示し、それらの順位に対
応するウラニウム２３５濃縮度は下表に示されている。
まだ、前記円形内に記入されたＧ、ＩＧ２は可燃性毒物
含有撚料棒全示すものであり、そノｔらのウラニウム２
３５濃縮度および酸化ガドリニウム濃度は同じく下表に
示されている。ただし、燃料集合体１、燃料集合体２は
、燃料集合体の平均のウラニウム２３５濃縮度およびそ
の分布が等しくなるようにしてあり、可燃性毒物を含む
燃料棒の数が燃料集合体１では８本、同２では９本とさ
れ燃料集合体２では、水棒Ｗに近接して可燃性毒物を含
む燃料棒Ｇ２が通常の燃料棒と置換して装填されている
。
含有撚料棒全示すものであり、そノｔらのウラニウム２
３５濃縮度および酸化ガドリニウム濃度は同じく下表に
示されている。ただし、燃料集合体１、燃料集合体２は
、燃料集合体の平均のウラニウム２３５濃縮度およびそ
の分布が等しくなるようにしてあり、可燃性毒物を含む
燃料棒の数が燃料集合体１では８本、同２では９本とさ
れ燃料集合体２では、水棒Ｗに近接して可燃性毒物を含
む燃料棒Ｇ２が通常の燃料棒と置換して装填されている
。
上表から、両燃料集合体の平均濃縮度は３．８０”１０
となることがわかる。
となることがわかる。
上記の如く構成された各燃料集合体１２の無限増倍率と
燃焼度との関係を第、２図に示す。この図において曲線
Ｃ１は燃料集合体１を、同Ｃ７は燃料集合体２を示して
いる。この図から可燃性毒物を含む燃料棒に１本多くそ
なえる燃料集合体２の燃焼初期の無限増倍率が、前記燃
料棒中の２．０”／酸化ガドリニウムの反応度抑制効果
により、燃料集合体１のそれより小さいことがわかる。
燃焼度との関係を第、２図に示す。この図において曲線
Ｃ１は燃料集合体１を、同Ｃ７は燃料集合体２を示して
いる。この図から可燃性毒物を含む燃料棒に１本多くそ
なえる燃料集合体２の燃焼初期の無限増倍率が、前記燃
料棒中の２．０”／酸化ガドリニウムの反応度抑制効果
により、燃料集合体１のそれより小さいことがわかる。
しかし乍ら、両燃料集ざ体はウラニウム２コ５の含有量
がほぼ等しいため、酸化ガドリニウムの反応度抑制効果
が消失する燃焼間約１３，０００ＭＷｄ／Ｂ、以降は、
無限増倍率はほとんど等しくなる。従って、１３，００
０”ｄ／Ｂ。
がほぼ等しいため、酸化ガドリニウムの反応度抑制効果
が消失する燃焼間約１３，０００ＭＷｄ／Ｂ、以降は、
無限増倍率はほとんど等しくなる。従って、１３，００
０”ｄ／Ｂ。
以降にあっては曲線ＣＩ ｒ ０２は一致している。
上記のような核特性の燃料集合体１．２を燃料取替バッ
チサイズが約２の２パツチ炉心に装荷した時の燃料装荷
状態を第３図に示す。この図中、正方形の中数字１２を
記入したものは前記の燃料集合体１．２の未燃焼のもの
を装荷する位置を、また数字記入のないものは一炉心年
燃焼した燃料集合体が装荷されている位置を示している
。なお、前回の燃料交換時に装荷さｔた燃料集合体１．
２は一炉心年経過後には、燃料集合体２の燃料棒Ｇ２中
の酸化ガドリニウムの反応度抑制効果が消失するため、
核特性が等しくなっており区別がなくなっており、第３
図中にはそれらの装荷位置は単に正方形で示されている
。
チサイズが約２の２パツチ炉心に装荷した時の燃料装荷
状態を第３図に示す。この図中、正方形の中数字１２を
記入したものは前記の燃料集合体１．２の未燃焼のもの
を装荷する位置を、また数字記入のないものは一炉心年
燃焼した燃料集合体が装荷されている位置を示している
。なお、前回の燃料交換時に装荷さｔた燃料集合体１．
２は一炉心年経過後には、燃料集合体２の燃料棒Ｇ２中
の酸化ガドリニウムの反応度抑制効果が消失するため、
核特性が等しくなっており区別がなくなっており、第３
図中にはそれらの装荷位置は単に正方形で示されている
。
−に記の燃料集合体１．２の装荷位置およびそれらの体
数は炉心出力分布その他炉心特性を考慮して決定されて
いる。
数は炉心出力分布その他炉心特性を考慮して決定されて
いる。
上記の如くして燃料集合体の交換を終った２・（ノチ炉
心においては、１本の制御棒を包囲する４体の燃料集合
体を含む単位格子において、未燃焼の２体の燃料集合体
１またはそれぞれ１体宛の燃料集合体１および２が配置
され、捷た２体の一炉心年燃焼した燃料集合体が配置さ
れている。
心においては、１本の制御棒を包囲する４体の燃料集合
体を含む単位格子において、未燃焼の２体の燃料集合体
１またはそれぞれ１体宛の燃料集合体１および２が配置
され、捷た２体の一炉心年燃焼した燃料集合体が配置さ
れている。
上記の如くすることにより、第２図につき説明したよう
に、−炉心年金長期化したにもかかわらず、燃焼初期に
おける余剰反応度が十分確保さ扛、また運転開始後の炉
停と余裕も十分に確保される。
に、−炉心年金長期化したにもかかわらず、燃焼初期に
おける余剰反応度が十分確保さ扛、また運転開始後の炉
停と余裕も十分に確保される。
この実施例の炉心基本特性の核計算による評価結果を第
４図に示す。すなわち、第４図は炉心余剰反応度と炉停
止余裕との関係を燃焼度全パラメータとして示すもので
あり、この図中曲線Ｃ５，Ｃ。
４図に示す。すなわち、第４図は炉心余剰反応度と炉停
止余裕との関係を燃焼度全パラメータとして示すもので
あり、この図中曲線Ｃ５，Ｃ。
は前記実施例の炉心余剰反応度、炉停止余裕をそれぞ扛
示している。この図から炉心余剰反応度は燃焼初期にあ
っても１０％Δに以上あることがわかる。
示している。この図から炉心余剰反応度は燃焼初期にあ
っても１０％Δに以上あることがわかる。
また、炉停止余裕も燃焼の初期から最後まで１％ΔｋＪ
２ＬＬであることもわかる。さらに、比較のため示した
曲線Ｃ，，Ｃ，は、本発明の如く２種類の燃料集合体１
２を使用することなく、未燃焼の燃料集合体ｌのみを第
２図の数字１２を記入した装荷位置に装荷した場合の余
剰反応度、炉停止余裕を示している。また、同じく比較
のため示した曲線Ｃ７，Ｃ，は前記位置に未燃焼の燃料
集合体２を装荷した場合の余剰反応度、炉停止余裕を示
している。上記の如く一種類の未燃焼の燃料集合体１２
の何れか一方のみを装荷した炉心にあっても、−炉心用
燃焼した燃料集合体と未燃焼の燃料集合体の比が第３図
の本発明の実施例と等しいので、同一のサイクル燃焼度
が得られる。しかし乍ら、１未燃焼の燃料集合体１のみ
を装荷した炉心では、曲線Ｃ０から明らかなように、燃
焼初期において、必要な炉停止余裕が得られない。また
、燃料集合体２のみを装荷した炉心にあっては、曲線ら
かられかるように炉停止余裕は改善されるものの、曲線
Ｃ７が示すように燃焼初期における余剰反応度の不足が
見られる。
２ＬＬであることもわかる。さらに、比較のため示した
曲線Ｃ，，Ｃ，は、本発明の如く２種類の燃料集合体１
２を使用することなく、未燃焼の燃料集合体ｌのみを第
２図の数字１２を記入した装荷位置に装荷した場合の余
剰反応度、炉停止余裕を示している。また、同じく比較
のため示した曲線Ｃ７，Ｃ，は前記位置に未燃焼の燃料
集合体２を装荷した場合の余剰反応度、炉停止余裕を示
している。上記の如く一種類の未燃焼の燃料集合体１２
の何れか一方のみを装荷した炉心にあっても、−炉心用
燃焼した燃料集合体と未燃焼の燃料集合体の比が第３図
の本発明の実施例と等しいので、同一のサイクル燃焼度
が得られる。しかし乍ら、１未燃焼の燃料集合体１のみ
を装荷した炉心では、曲線Ｃ０から明らかなように、燃
焼初期において、必要な炉停止余裕が得られない。また
、燃料集合体２のみを装荷した炉心にあっては、曲線ら
かられかるように炉停止余裕は改善されるものの、曲線
Ｃ７が示すように燃焼初期における余剰反応度の不足が
見られる。
なお、本発明は上記実施例に限定されるものではない。
すなわち、各燃料棒の濃縮度、酸化ガドリニウム濃度、
可燃性毒物含有燃料棒の本数、その異る本数を含む燃料
集合体の配置等は、必要に応じ適宜選定することができ
る。
可燃性毒物含有燃料棒の本数、その異る本数を含む燃料
集合体の配置等は、必要に応じ適宜選定することができ
る。
さらに、−炉心年がさらに長期化されて燃料交換割合が
５０％以上となった炉心では、未燃焼の燃料集合体が３
体、−炉心年燃焼の燃料集合体１体から成る単位格子が
多数存在することとなるが、未燃焼の燃料集合体の一体
を、他の燃料集合体よりも１本多い可燃性毒物含有燃料
棒を有するものとすれば、必要な炉停止余裕、余剰反応
度を得ることができる。
５０％以上となった炉心では、未燃焼の燃料集合体が３
体、−炉心年燃焼の燃料集合体１体から成る単位格子が
多数存在することとなるが、未燃焼の燃料集合体の一体
を、他の燃料集合体よりも１本多い可燃性毒物含有燃料
棒を有するものとすれば、必要な炉停止余裕、余剰反応
度を得ることができる。
上記から明らかなように、本発明によれば、−炉心年を
長期化させても、炉心余剰反応度、炉停止余裕共に十分
に必要な条件を満すことができ、−炉心年長期化の結果
、原子力発電の経済性が向上される。
長期化させても、炉心余剰反応度、炉停止余裕共に十分
に必要な条件を満すことができ、−炉心年長期化の結果
、原子力発電の経済性が向上される。
第１図は本発明において使用する燃料集合体の断面図、
第２図はその燃焼度と無限増倍率との関係金示す線図、
第３図は本発明により構成した炉心の模式図、第４図は
その核特性計算結果を従来例と比較して示す線図である
。 出願代理人 弁理士 菊 池 五 部 第 ３ 図 口 り關ト ロ仄−世Ｉ辺頃 手続補正書（方 式） ５了、８．１８ 昭和 手 月 日 特許庁長官若杉和夫 殿 １ 事件の表示 昭和５７１ ％ 許 １第６０６０７号３ 補１「なす
るｈ 事ｅ１との関（！？′、 特許出願人４ 代 理
人 （
ほか ｌ 名）８、ＭＩＩ−４Ｑ内ｆ’！ 別紙の
通り明細書の第７ベー７を補正する。 す円形内に記入された数字１〜７はウラ／２３５濃縮度
の高い方から低い方への順位を示し、千扛らの順位に対
応するウラニウム２３５１１１＃１度は下衣に示さｎて
いる。また、前記円形内に記入さｔたＧ１＋Ｇ、は町燃
性毒物含有撚科棒を示すものでおり、そｎらのウラニウ
ム２３５濃縮度および酸化ガドリニウム鏝度は同じく下
表に示８ｎてい４）。ただし、燃料集合体ｌ、燃料集合
体２は、燃料集合体の平均のウラニウム２３５濃縮度お
よびその分布が等しくなるようにしてあり、可燃性ｍ物
を會む燃料棒の数が燃料集合体１では８本、同２では９
本とされ燃料集合体２で１よ、水棒Ｗに近接してＯＪ燃
性毒物を含む燃料棒Ｇ、が通常の燃料棒と置換して装填
されている。
第２図はその燃焼度と無限増倍率との関係金示す線図、
第３図は本発明により構成した炉心の模式図、第４図は
その核特性計算結果を従来例と比較して示す線図である
。 出願代理人 弁理士 菊 池 五 部 第 ３ 図 口 り關ト ロ仄−世Ｉ辺頃 手続補正書（方 式） ５了、８．１８ 昭和 手 月 日 特許庁長官若杉和夫 殿 １ 事件の表示 昭和５７１ ％ 許 １第６０６０７号３ 補１「なす
るｈ 事ｅ１との関（！？′、 特許出願人４ 代 理
人 （
ほか ｌ 名）８、ＭＩＩ−４Ｑ内ｆ’！ 別紙の
通り明細書の第７ベー７を補正する。 す円形内に記入された数字１〜７はウラ／２３５濃縮度
の高い方から低い方への順位を示し、千扛らの順位に対
応するウラニウム２３５１１１＃１度は下衣に示さｎて
いる。また、前記円形内に記入さｔたＧ１＋Ｇ、は町燃
性毒物含有撚科棒を示すものでおり、そｎらのウラニウ
ム２３５濃縮度および酸化ガドリニウム鏝度は同じく下
表に示８ｎてい４）。ただし、燃料集合体ｌ、燃料集合
体２は、燃料集合体の平均のウラニウム２３５濃縮度お
よびその分布が等しくなるようにしてあり、可燃性ｍ物
を會む燃料棒の数が燃料集合体１では８本、同２では９
本とされ燃料集合体２で１よ、水棒Ｗに近接してＯＪ燃
性毒物を含む燃料棒Ｇ、が通常の燃料棒と置換して装填
されている。
Claims (2)
- （１）−炉心用終了時の燃料交換割合が全炉心燃料集合
体数の約１以上とした炉心において、１本の制御棒を包
囲する４体の燃料集合体を含む単位格子内に、未燃焼の
燃料集合体を２体装荷するに際し、選択した単位格子に
おいて中１体は他より可燃性毒物を含む燃料棒を１本多
く有するものとしたことを特徴とする沸騰水型原子炉。 - （２）−炉心用終了時の燃料交換割合が５０チ以上とし
た炉心にあって、１本の制御棒を包囲する４体の燃料集
合体を含む単位格子内に未燃焼の燃料集合体を３体装荷
するに際し、中１体は他より可燃性毒物を含む燃料棒を
１本多く有するものとしたことを特徴とする沸騰水型原
子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57060607A JPS58178286A (ja) | 1982-04-12 | 1982-04-12 | 沸騰水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57060607A JPS58178286A (ja) | 1982-04-12 | 1982-04-12 | 沸騰水型原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58178286A true JPS58178286A (ja) | 1983-10-19 |
| JPH0557557B2 JPH0557557B2 (ja) | 1993-08-24 |
Family
ID=13147104
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57060607A Granted JPS58178286A (ja) | 1982-04-12 | 1982-04-12 | 沸騰水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58178286A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02296192A (ja) * | 1989-05-10 | 1990-12-06 | Toshiba Corp | 燃料集合体及び原子炉 |
| JP2016125971A (ja) * | 2015-01-08 | 2016-07-11 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉炉心及び燃料集合体装荷方法 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5666794A (en) * | 1979-11-02 | 1981-06-05 | Tokyo Shibaura Electric Co | Bwr type nuclear reactor core |
| JPS5684586A (en) * | 1979-12-13 | 1981-07-09 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor core structure |
| JPS5687891A (en) * | 1979-12-18 | 1981-07-16 | Tokyo Shibaura Electric Co | Reactor |
-
1982
- 1982-04-12 JP JP57060607A patent/JPS58178286A/ja active Granted
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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| JPS5666794A (en) * | 1979-11-02 | 1981-06-05 | Tokyo Shibaura Electric Co | Bwr type nuclear reactor core |
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Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02296192A (ja) * | 1989-05-10 | 1990-12-06 | Toshiba Corp | 燃料集合体及び原子炉 |
| JP2016125971A (ja) * | 2015-01-08 | 2016-07-11 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉炉心及び燃料集合体装荷方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0557557B2 (ja) | 1993-08-24 |
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