JPS58179392A - 可燃性吸収材配列燃料集合体 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は広義には原子炉に関し、狭義には沸騰水形原子
炉用の燃料集合体構成に関する。

原子炉においては、核分裂性燃料原子、例えばＩＪ−２
３！？がその原子核に中性子を吸収し核壊変を受け、こ
れにより平均して大きな運動エネルギーを有する低原子
量の２つの核分裂破片と同じく高エネルギーの数個の中
性子とを生成する。

代表的な沸騰水形原子炉（ＢＷ）１　）では、核燃料は
燃料棒の形態をとり、各燃料棒は多数の焼結ベレットを
細長い被覆管内に収容してなる。このような燃料棒を群
毎に上部および下部タイプレート間に支持して個々に交
換可能な燃料集合体又は燃料束を形成する。十分な数の
燃料集合体を直円柱シリンダニ近いマトリックスに配列
して、自己持続核分裂反応を行い得る原子炉炉心を形成
する。

核分裂生成物の運動エネルギーは燃料棒内で熱として消
散される。エネルギーは核分裂過程から生じる中性子、
ガンマ線および他の放射線により燃料構造体および減速
材にも貯められる。炉心は冷却材（例えば水）中に沈め
られ二冷却材により熱を取出し、その熱をその後抽出し
て有用な仕事を行う。冷却材が水である場合、水は中性
子減速材としても働き、中性子を減速し℃中性子が核分
裂反応を開始しやすくする。

水冷却兼減速発電用電子炉に通常用いられる燃料は二酸
化ウランよりなり、その約ａり〜ふθチが核分裂性Ｕ−
２３３で燃料親元素Ｕ−２３ｇと混合されている。原子
炉の運転中、燃料親元素Ｕ−２３ｇの一部が核分裂性Ｐ
ｕ−，２３ｑとＰｕ−ユ＜４／とに転換される。

Ｕ−２３ｇも核分裂性であるが、それは高エネルギー中
性子に対してだけである。生成した核分裂性物質（例え
ばＰｕ−２３９およびＰｕ−，２グ／）対崩壊した核分
裂性物質（例えばＩＪ−２３！；　、　Ｐｕ−２３９お
よびＰｕ−ｕ４／）の比は「転換比」として定義される
。

原子炉を定常状態出力レベルで運転する必要がある場合
、核分裂誘引中性子数を一定に維持しなければならない
。即ち、各核分裂反応が正味７個の中性子を生成し、こ
の中性子が次の核分嶽反応を生起し、従って反応が自己
持続性となることが必要である。原子炉運転は実効増倍
率Ｋｅｆｆで特徴付けられ、定常状態運転では１（ｅｆ
ｆが／でなければならない。ここで実効増倍率［ｅｆｆ
は全体として考えた原子炉の中性子再生率であり、問題
としている炉心の局部領域と同じ組成および特性を全体
に有する無限に大きな系の中性子再生を定義する局部ま
たは無限増倍率Ｋｉｎｆからは区別されるべきものであ
る。

運転中、核分裂性燃料は減損し、そして実際核分裂生成
物の一部はそれ自体中性子吸収材、即ち「毒物質」であ
る。これを打ち消すためには、通常原子炉に初期に過剰
の核燃料を装荷する。この結果初期の反応度が過剰とな
る。この初期の過剰反応度が原因で、原子炉運転中の実
効増倍率なｌに維持するために、また原子炉を停止する
必要がある場合に実効増倍率な／未満に下げるために制
御システムが必要である。代表的な制御システムは中性
子吸収物質を使用し、中性子吸収物質は中性子の非核分
裂性吸収または捕獲により中性子数を制御する作用をな
す。

中性子吸収物質の少くとも一部を複数個の選択的に駆動
できる制御棒に導入し、これらの制御棒を必要に応じて
炉心の底部から軸方向に挿入して、出力レベルおよび分
布を調節し、また炉心を停止させる。燃料棒のいくつか
に可燃性吸収材を導入して機械的制御の必要量を最小に
する。可燃性吸収材は中性子吸収材であり、中性子の吸
収により中性子吸収能力が低い物質に転換される。可燃
性吸収材としてはガドリニウムがよく知られており、通
常ガドリニアの形態で用いられる。奇同位体（Ｇｄ−／
３ｊｔおよびＧｄ−１５’７）は熱中性子に対して極め
て大きな捕獲断面積を有する。設計上用いて有効な可燃
性吸収材は、小さな中性子断面積の吸収材による残留同
位体中性子吸収に基因する、燃料再装荷サイクル末期に
望ましくない中性子吸収反応度の残留を呈する。例えば
、可燃性吸収材としてガドリニウムを用いると、大きな
断面積の同位体（Ｇｄ−１５夕およびＧｄ−１５’７）
は急速に減損するが、偶同位体（Ｇｄ−Ａｎ、Ｇｄ−／
ｌおよびＧｄ−／！；ｇ）の中性子捕獲の継続により残
留吸収が残る。

周知のように、ガドリニウムのような可燃性吸収材は、
十分な濃度で存在するときには自己遮蔽モードで作用す
る。即ち、中性子束に露出されると、中性子吸収が実質
的に吸収材の外面で起こり、従って吸収材の体積が吸収
材の濃度によって決まる速度で半径方向に収縮する。か
くして、吸収材含有領域の数およびそこでの吸収材濃度
を適当に選ぶことにより、１回以上の原子炉運転サイク
ルにわたって吸収価の変動を望ましいものとすることが
可能である。

運転中、蒸気ボイドの割合が原子炉頂部に向って増加し
、その結果頂部領域では減速が減少し、従って出力分布
が炉心の下部領域に向ってゆがむ。

可燃性吸収材を軸方向に不均質に分布させることにより
このゆがみを補償することは周知の技術である。多数の
燃料棒に可燃性吸収材を、ホット運転時最高反応率の軸
方向領域に向ってゆがめた分布にて組込む。代表的な構
成が米国特許第３．り９９゛ｇ３９号に示されている。

しかし、コールド停止状態では事情がまったく異なる。

さらに詳しく説明すると、コールド状態では、照射源Ｂ
ＷＩ（炉心の頂部は底部より反応性が高い。その理由は
、運転中頂部の方がプルトニウム生産が大きく、［，１
−２３３；壊変が少ない（炉心頂部の方が転換比が大き
く、燃規度、１２［Ｊちバーンアップが小さい）からで
ある。コールド停止状態では、炉心の上部の蒸気ボイド
が除去され、従って炉心の頂部が底部より一層反応性と
なる。代表的な認可基準ではどれか７本の制御棒を炉心
から取り出された状態で０３ｇＡの反応度停止余裕（Ｋ
ｅｆｆθ９バー未満）が要求される。予測の不確実性を
考慮した余裕を得るために、制御棒および可燃性吸収材
にＰつで与へられる値として／チの予測停止余裕（Ｋｅ
ｆｆｏ、９９未満）の設計基準が大抵の場合に用いられ
ている。

炉心の下方部分における可燃性吸収材の量を多くするこ
とにより軸方向出力分布の調整を行うことができるが、
最大出力時の軸方向出力分布最適化に最適な吸収材分布
は適正なコールド停止余裕を維持するのに役立たない。

コールド停止時の制約を満たすためには、代表的には、
過剰な可燃性吸収材を残留させて設計を行う必要があり
、か＼る過剰な可燃性吸収材の残留は初期濃縮度および
ウラン鉱要件に不利な条件を課し、原子炉の燃料サイク
ルコストを増加する。

ガドリニアが燃料棒の熱伝導率を減少し核分裂ガス放出
を増°加することも問題である。この結果、ガドリニア
含有燃料棒は大抵の場合燃料集合体中のもっとも制約さ
れた燃料棒であり、出力定格を低くしなければならず、
これに対応して局部出力分布に悪影響をなす。出力定格
低下の必要量はガドリニア濃度に依存するが、適正なコ
ールド停止余裕を得るためにガドリニア濃度を増す必要
があるような、長期燃焼燃料束設計および／または高エ
ネルギーサイクル設計において重大な問題となる。

従って、ホット運転状態およびコールド停止状態に必要
とされる余裕それぞれは、原子炉の炉心゛設計に競合的
制約を課し、従って最適炉心構造の実現を阻む傾向があ
った。

発明の開示 本発明は、運転効率への悪影響を最小にしてコールド停
止余裕を満たすことができる原子炉燃料集合体の構造を
提供する。本燃料集合体構造により、可燃性吸収材のサ
イクル末期反応度残留を最小にし、初期濃縮度要求を最
小にし、より高い濃度の可燃性吸収材の使用を一層実現
可能にがり最適にし、しかも軸方向出力分布制御のため
の可燃性吸収材分布の融通性を最大にする。

上述した利点を達成する本発明の燃料集合体は、燃料集
合体の軸方向はゾ全長にわたって分布する核分裂性物質
成分と、中性子吸収物質成分とよりなり、この中性子吸
収物質成分の軸方向分布が、コールド停止時最高反応度
の軸方向領域（コールド停止状態で中性子束がピークに
達する領域）の少くとも一部に対応する比較的短い軸方
向区域（コールド停止制御区域と称されろ）における増
強で特徴付けられろ。この目的のために、コールド停多
くなるように燃料集合体を構成する。コールド停止制御
区域の存在により、炉心の頂部および中間部の他の領域
での可燃性吸収材を減少させることができる。これによ
り、燃料集合体の可燃性吸収材総含量が減少し、可燃性
吸収材分布の最適化が容易になる。

中性子吸収物質成分の軸方向分布は代表的には、核分裂
性物質の軸方向長さの大部分または全部にわたって延在
する複数部分を含み、これにより軸方向出力分布を達成
し、また代表的には、ホット運転時最高反応度の軸方向
領域の少くとも一部に対応する軸方向区域における追加
の増強で特徴付けられる。この最後の区域は「ホット運
転制御区域」と称され、代表的な例ではコールド停止制
御区域より長く、燃料集合体の底部近くに位置する。

中性子吸収物質成分を燃料棒の少くとも一部に組込むの
が好都合である。コールド停止制御区域での増強は、少
くとも部分的に、一本または複数本の燃料棒にコールド
停止制御区域においてのみ吸収材を含有させることによ
り達成できる。ガドリニアを使用する場合、これらの燃
料棒中のガドリニア濃度を他のガドリニア含有燃料棒よ
り高くすることができる。短い高濃度ガドリニア部分の
全ガス内圧寄与が小さいからである。

最高濃度および最大数の可燃性吸収材領域がコールド停
止制御区域にくるように燃料集合体を構成することによ
って、可燃性吸収材のコールド停正価が最大になること
がわかる。同時に、この吸収材増強はホット運転条件下
で炉心の中性子重要度の低い領域にあり、従ってホット
運転状態での軸方向出力分布に最小の影響しかもたない
。さらに、コールド反応度区域のガドリニア残留吸収率
ペナルティはホット時に最小だが、コールド時に最大で
ある。これは望ましくない燃料サイクル効みを有する燃
料棒を、通常ガドリニアに対して禁止された格子位置、
例えば燃料集合体の角の燃料棒に対角線方向で隣り合う
格子位置に配置しても。

炉心計装計器の読みに悪影響を与えず、またガドリニア
に基因する核分裂ガスの放出に対処するためにこれらの
燃料棒において濃縮度を下げる必要もない。

本発明の他の観点によれば、コールド停止制御区域にお
ける中性子吸収物質の増強を、コールド停止制御区域に
おける燃料濃縮度の減少によって補なうことができる。

濃縮度の減少をガドリニア含有燃料棒に限り、燃料製造
を簡単にするのがよい。コールド停止制御区域の濃縮度
を減少させることにより、この区域のガドリニア含量を
増すより効率よく中性子を利用できる。所定の設計燃焼
度を達成するのに要する核分裂性物質インベントリ条件
が緩和される。濃縮度の減少に基づく反応度の減少は燃
料集合体の滞留期間全体に及ぶが、可燃性吸収材は主と
して滞留期間の最初の燃料再装荷サイクル中に反応度を
低下させる。しがし、ピーク濃縮度が固定されている場
合、コールド停止制御区域における濃縮度を減少させる
ことは燃焼度を減少させ、軸方向出力ビーキングをこの
区域のガドリニアを増加する場合より一層ひどくする。

従って、濃縮度の減少とガドリニア含量の増加とを組合
せて用いるのが有利である。

本発明の構成および利点をさらにょく理解できるように
、以下に本発明を図面を参照しながら説明する。

好適実施例の説明 第１図は沸騰水形の水冷却兼減速原子炉システム１０を
線図的に一部破断し工示す縦側面図である。

このシステムは圧力容器１１を含み、その内部に炉心１
２が冷却材兼減速材、例えば軽水に沈められた状態で配
置されている。炉心１２は複数個の燃料セル１３を環状
シュラウド１４で囲んだ構成である。各燃料セル１３は
ｑつの燃料集合体（または束）１５および１つの制御棒
１６を含む。燃料セルは、上部炉心グリッド１Ｂおよび
下部炉心プレート１９により互に離間関係で保持されて
おり、それぞれの底部で適当なサポート２０により支持
されている。制御棒１６は炉心反応度を制御するために
、燃料集合体間に選択的に挿入可能である。各制御棒１
６に関連して制御棒案内管２１が設けられており、制御
棒を炉心の下方に引抜くときこの案内管が制御棒を案内
する。第２図は燃料セル１３の炉心１２内での配列状態
を示す線図的頂部平面図である。代表的な炉心は３００
−９００程度の燃料集合体を含む。

圧力容器１１の炉心１２より下側の部分は冷却材供給室
２２を画成し、他方炉心より上側の部分は汽水分離器兼
乾燥器構造２５を含む。運転時には、冷却材循環ポンプ
２７により冷却材供給室２２内の冷却材を加圧し、冷却
材を炉心１２を通って上向きに圧送する。冷却材は炉心
内で起っている核分裂反応により発生した熱を吸収し、
冷却材の一部が蒸気（スチーム）Ｋ転換され、この蒸気
は汽水分離器兼乾燥器構造２５を経て利用装置、例えば
タービン３０に達する。タービンにつながった復水器３
２で排出蒸気を凝縮し、凝縮水を給水として凝縮水返送
ポンプ３５により冷却材循環ポンプ２７０入ロ側に戻す
。

有し、各制御ブレード４０が隣り合った２つの燃料集合
体間にはさまれている。各燃料集合体１５は、多数の細
長い燃料棒４２を上部タイプレート４５および下部タイ
プレート４６間に保持し、矩形断面の管状流れチャンネ
ル４８内に収容してなる。燃料集合体の下部にはノーズ
５０が設けられ、ノーズ５０にあけた複数の開口５２を
通し℃冷却水が流れチャンネル４８内に入り燃料棒４２
に沿って上向きに流れる。

ノーズ５０は適当な形状となっており、燃料集合体サポ
ート２０に設けられた対応形状のソケット（図示せず）
にはまる。

よく知られているように、各燃料棒４２は円筒形被覆管
に多数の濃縮酸化ウランおよび／またはプルトニウム燃
料の焼結ペレットを収容して構成される。濃縮度は１つ
の燃料集合体でも燃料棒毎に変わり、代表的には約０７
〜！；、　ＯＷｌｏ　（核分裂性核種重量パーセント）
の範囲にわたって変り、平均値約１５〜３．５　Ｗｌｏ
を呈する（天然産出ウランはθ７Ｗ１０である）。燃料
棒は直径約７７２インチ、長さ約７２〜／左フイートと
することができる。

第９図は本発明の代表的な再装荷燃料集合体における燃
料棒の横断面（水平）分布を示す路線図である。燃料棒
４２はｇＸｇの行列に配列され、中心燃料棒位置λつは
水チャンネル５５（「ウォータロッドＪと称されろこと
もある）で占められている。参照数字５７を付した７０
本の燃料棒はガドリニアの形態の可燃性吸収材を含４、
円内に符号Ｇ／、Ｇ２．Ｇ３またはＧグを付した円で表
示されている。残りの５２本の燃料棒はガドリニアな含
まず、円内にＵ−２３夕の重量パーセントを示す、本例
ではｌ乙Ｏ〜３．９５　Ｗｌｏの範囲の数字を付した円
で表示されている。燃料集合体１５の横断領域での濃縮
度の変化およびガドリニア含有燃料棒５７の特定位置は
周知の考察条件によって失められろが、これらの条件は
本発明の一部を構成するわけではないので、詳しく説明
しない。

Ｇ／　、Ｇ２　、Ｇ３およびＧグ燃料棒の特定構遺が、
燃料集合体の軸方向出力分布およびコールド停止制御特
性を決定する。種々の具体例を以下に示す。第、！ｔＡ
−４Ｇ図は７つの燃料集合体例の組成を示し、第６Ａ−
６Ｇ図はこれら７つの例のガドリニウム含有燃料棒の組
成を示す。燃料集合体に所定の軸方向区域でガドリニア
の相対的増強を達成するには・、当該区域でガドリニア
含有棒の数を増やすか、当該区域内の所定数の燃料棒中
のガドリニア濃度を高めればよいことに留意すべきであ
る。本発明に利用する濃度（２〜りＷｌｏ）で、ガドリ
ニアはすべて自己遮蔽性である。

第５Ａ図は本発明による燃料集合体の第７実施集合体は
軸方向寸法／、：１．、Ｓ−フィートで、このなかに頂
部および底部の乙インチの天然ウランプランケット５９
および／１５フィートの濃縮部分６０が含まれる。ウラ
ンブランケット５９についてはこれ以上説明せず、以下
の説明は濃縮部分６０について行う。

燃料集合体はガドリニア含有燃料棒により与えられるガ
ドリニア成分を含み、これはコつの目的即ちホット運転
状態での軸方向出力分布調整とコールド停止時反応度の
制御の目的をもっている。

この目的のために、燃料集合体は「ホット運転制御区域
」と称されろ長い区域６２および「コールド停止制御区
域」と称されろ相対的に短い区域６５内でガドリニアが
増強されている。区域６２は濃縮部分６０の底部または
底部付近に位置し、他方区域６５は濃縮部分６０の頂部
付近に位置する。この特定実施例では、区域６２の長さ
は５４インチ、区域６５の長さは７２インチである。区
域６２における増強はガドリニア濃度の増加により達成
され、区域６５におけろ増強はガドリニア濃度の増加と
ガドリニア含有燃料棒の数の増加により達成される。

第乙へ図はガドリニア含有燃料棒の長さ方向組成を示す
。Ｇ／およびＧ９燃料棒はガドリニア成分が濃縮部分６
０の全域にわたって分布しており、Ｇ＋燃料棒はホット
運転制御区域６２のガドリニア濃度が高くなっている（
他の区域の２Ｗ１０に対して９　Ｗｌｏ　）。Ｇ９燃料
棒はコールド停止制御区域６５のガドリニア濃度も高＜
　（４Ｗ／Ｕ）、コ−＃）”停止／制御区域６５の追加
のガドリニア増強は、区域。

６５のみに比較的高い濃度（５Ｗ／Ｕ）のガドリニアを
含有するＧ２およびＧ３燃料棒により達成されている。

なお、Ｇ２およびＧ３燃料棒はコールド停止制御区域６
５におけろウラン濃縮度が幾分低められていることに特
徴がある。この区域におけろ顕著に低下した濃縮度は以
下に記載する実施例のいくつかの特徴であるが、Ｇ２お
よびＧ３燃料棒の濃縮度の低下だけでは燃料集合体全体
での平均濃縮度低下は小さい。この実施例の重要な点は
、予め定められた標準のガドリニアおよびＩＪ−２３５
濃度を有する燃料ぺＶットを製造するのが有利な点であ
る。

コー／Ｌｚド停止制御区域６５におけるガドリニア含量
の増加により区域６５および６２以外の領域のガドリニ
ア含量を低下でき、所望の軸方向出力分布の調整を行う
ことができる。区域６５のない従来の燃料棒では、軸方
向出力分布調整を達成するのに、区域６２中のガドリニ
ア含量を増加しなければならなかった。さらに、従来技
術では、コールド停止余裕を増す必要があると、すべて
の軸方向区域におけるガドリニア装填量を増加して軸方
向出力分布を維持しなければならなかった。

第５Ｂ図は本発明による燃料集合体の第コ実施例の長さ
方向組成を示す路線図である。この実施例が第５Ａ図の
実施例と相違するのは、ホット運転制御区域が僅かに短
く（ダｇインチ）、コールド停止制御区域が長い（３θ
インチ）点である。

コールド停止制御区域のガドリニア成分が均一でなく、
それよりもむしろ中心部分６７の増強が最高である段階
的分布を有することもわかる。゛第乙Ｂ図はガドリニア
含有燃料棒の長さ方向組成を示すＯＧ２およびＧ３燃料
棒の増強部分をａｒｔ燃料棒の増強部分より相対的に短
くすることにより、コールド停止制御区域におけるガド
リニア分布の調整を行っていることがわかる。

第５ｃ図は本発明による燃料集合体の第３実施例の長さ
方向組成を示す略、線図である。この実施例が第５Ｂ図
の実施例と相違するのは、コールド停止制御区域６５が
、同じく段階的構成であるが、その最高ガドリニア増強
部分６８が一層長い点である。第６Ｃ図はガドリニア含
有燃料棒の長さ方向組成を示す。Ｇ、２およびＧ３燃料
棒のガドリニア増強部分が第５Ｂおよび６Ｂ図の実施例
の場合より長いことがわかり、部分６８の長さの差が説
明されている。

第５Ｄ図は本発明による燃料集合体の第ｑ実施例の長さ
方向組成を示す路線図である。この実施例は第３８図の
例にもつとも近似しているが、コールド停止制御区域の
中心最高増強部分かや＼短い点で区別されろ。第４り図
はガドリニア含有燃料棒の長さ方向組成を示す路線図で
ある。

第５Ｅ図は本発明による燃料集合体の第Ｓ実施例の長さ
方向組成を示す路線図である。この実施例は第５Ｄ図の
例にもつとも近似しているが、制御区域６２および６５
以外でのガドリニア分布が少し異なる点で区別されろ。

さらに具体的には、第５Ａ−Ｄ図の実施例は制御区域外
にｇ本のガドリニア含有燃料棒を有し、うちｑ本がガド
リニア濃度ｕＷｌｏ　、４本がガドリニア濃度＼Ｗ１０
を有することで特徴付けられるが、この第Ｓ実施例はガ
ドリニア濃度３Ｗ１０を有するｇ本の同一燃料棒を用い
る。従って、絶対ガドリニア含量は同じであるが、燃焼
および製造特性は異なる。第６Ｅ図はガドリニア含有燃
料棒の長さ方向組成を示す路線図である。

第５Ｆ図は本発明による燃料集合体の第６実施例の長さ
方向組成を示す路線図で１ある。この実施例は区域長さ
２よびガドリニア分布が第５Ｂ図の実施例と同じである
。しかし、本例は、コールド停止制御区域６５の濃縮度
が制御区域外の濃縮度と較べて著しく低くなっている点
で相違する。ガドリニア含有燃料棒の長さ方向組成を示
す第４Ｆ図かられかるように、Ｇ／　、Ｇ２　、Ｇ３お
よびａｔｔ燃料棒のガドリニウム増強部分に天然ウラン
を用いろことにより、この濃縮度の低下を実現している
。濃縮度の低下は均一ではなく、ガドリニウム増強を段
階的にするのと同様のやり方で段階的になっている。

第、ｔＧ図は本発明による燃料集合体の第７実施例の長
さ方向組成を示す路線図である。この実施例が第５Ｆ図
の例と相違するのは、ホット運転制御区域６２の長さが
少し長い点だけである。この差は、第６Ｇ図かられかる
ように、ＧＩＩ燃料棒の構成を対応して再構成すること
により達成される。

上述した実施例はガドリニア分布をホット運転制御区域
６２において増強して軸方向出力分布の調整を行ってい
ることで特徴付け・もれるが、本発明により達成される
コールド停止制御を軸方向出力分布調整と結合する必要
はない。第５８図は本発明による燃料集合体の第Ｓ実施
例の長さ方向組成を示す路線図である。この実施例は上
述した７つの実施例から、コールド停止制御区域６５で
の増強を除いてはガドリニア分布が均一である点で相違
する。ガドリニア含有燃料棒の長さ方向組成を示す第４
８図から明らかなように、Ｇ／およびＧｌｌ燃料棒は均
一なガドリニア成分を有し、Ｇ２およびＧ３燃料棒によ
りコールド停止制御区域６５の増強を実現している。こ
の実施例は第５Ｃおよび乙Ｃ図の実施例とは、Ｇ４・燃
料棒を構成する態様についてのみ相違する。

コールド停止制御区域６５の増強ガドリニアの効果は種
々の実施例ごとに異なり、また原子炉の運転履歴によっ
ても変化することが明らかである。

第７Ａ図において曲ｆ！Ａ８５は、第、ｔＡおよび４Ａ
図に示したタイプの燃料集合体よりなる炉心を有する原
子炉をＢＯＣで全制御棒引抜き状態で運転した場合の、
相対出力を炉の軸方向位置の関数として示す。このグラ
フは単位平均出力に標準化されている。比較の目的で、
第７Ａ図にはガドリニア分布が均一な炉心における軸方
向出力分布を仮想線の曲線８６で示しである。図かられ
かるように、ホット運転制御区域におけるガドリニア増
強には軸方向出力分布を幾分より均一にする効果があり
、コールド停止制御区域におけるガドリニア増強の効果
としてはこの区域の出力が少し減少する。

第７Ｂ図の曲線８８は、７本を除いてすべての制御棒を
差入れてＢＯＣでコールド停止状態にある原子炉炉心に
ついて、相対出力を軸方向位置の関数として示す。本グ
ラフも単位平均出力に標準化されている。図面には、さ
らにガドリニア成分が軸“方向に均一な炉心におけろ出
力分布を仮想線の曲線８９で示しである。第７Ｂ図にお
ける絶対中性子束は通常第７Ａ図の絶対中性子束より約
７桁小さイ（ホット時（１’）ＩＱ”中性子／ｃＡ／ｓ
ｅｃに対してコールド時の７０６中性子／ｃｒＡ　／ｓ
ｅｃ　）ことに留意すべきである。コールド停止制御区
域におけるガドリニア増強の効果は区域６５における中
性子束および出力の著しい減少として現われる。

どの燃料集合体例を選択するかは原子力発電所を運転す
る設備の特有の要件による。運転モードが特定のコール
ド停止必要条件に強く影響するからである。ある設備は
高い稼動率を必要とし、同時に過剰な反応度に対し早期
停止を、必要とする厳格な時間表に固執しなければなら
ない。例えばこのような時間的制約は査察間隔を決めて
いる規則により、または水力発電のような交替発電源の
季節的利用の可能性により課せられる。。このような場
合、もつとも限定的な状況がサイクルの初めごろである
ときには、一層長いコールド停止制御区域または一層多
数のガドリニア含有燃料棒を設けることにより、十分な
コールド停止制御を維持する。コールド停止制御区域に
おけるウラン濃縮度を下げることがこのような状況下で
の適切な技術である。濃縮度の低下はサイクル全体には
ゾ均一な効果をもつが、ガドリニア価はサイクル全域テ
変わることを注意しておく。他方、別の設備は長いサイ
クルにわたって運転される傾向にある。この運転モード
は、交替電力のコストが虜に高く、従って交替電力コス
トが燃料サイクルコストヲ上回る状況下で必要とされる
。このような場合、コールド停止制御区域におけるガド
リニアの濃度を増加してサイクルの中間期および末期付
近で十分なガドリニア価を維持するのが適当である。

上述したところから明らかなように、本発明の燃料集合
体構成は、コールド停止余裕が増加し、コールド停止余
裕が調節可能であり、しかも可燃性吸収材残留反応度ペ
ナルティおよび軸方向出力分布への影響が小さいことで
特徴付けられる。コールド停止および軸方向出力分布調
整の必要条件が、ともに、本発明により可能となった幾
つかの構成例により、常連した関係で最適に満たされる
。

上述した実施例を考慮すれば、広範な種々の運転条件に
適当な燃料集合体が、ガドリニア含有燃料棒のみを（し
かも必ずしもその全部ではなく）再構成することによっ
て得られるという本発明の融通性がすぐに実証されろ。

上述の説明は本発明の好適実施°例の十分かつ完全な記
載であるが、本発明の要旨を逸脱せね範囲内で種々の変
更ツ１、別の構造および均等物が使用できる。例えば、
コールド停止制御区域のガドリニアを増強し濃縮度を減
少させた実施例は、そのガドリニア増強と濃縮度減少と
を同一領域で行うとしているが、こうでなげればならな
いという絶対の必要条件はない。従って、ガドリニア増
強を区域の第１部分に適用り、濃縮度減少を第２部分に
、おそらくは第１部分にオーバー大ツブさせて適用する
ことができろ。ほかに、図示のようなガドリニア含有燃
料棒の横断面分布は再装荷燃料集合体に適当であるが、
本構成は初期装荷燃料集合体の場合には異なるのが普通
である。さらに、ガドリニア含量および減少した濃縮度
で特徴付けられる「特別な」燃料棒の数を、これらの特
性を小数の７組の燃料棒に限定することにより、最小に
するのが好都合であるが、こうしなければならないとい
う絶対の必要条件はない。従って、第１組の燃料棒にコ
ールド停止制御区域のガドリニア増強を与え、第２組の
燃料棒にコールド停止制御区域の濃縮度減少を与えるこ
とができる。従って、本明細薔の記載および具体例は本
発明の範囲を限定するものと解すべきではない。

【図面の簡単な説明】

第１図は水冷却兼減速原子炉を一部断面にて示す概略図
、 第２図は炉心の燃料集合体の普通のレイアウトを示す平
面図、 第３図は炉心内の１本の燃料セルを一部破断して示す斜
視図、 第４図は本発明による燃料集合体の横断面図、第５Ａ−
、＆Ｈ図は本発明による燃料集合体の種々の実施例の長
さ方向組成を示す図、 第４Ａ−４Ｈ図は第＆Ａ−４Ｈ図の燃料集合体中のガド
リニア含有燃料棒の長さ方向組成を示す図、 第７Ａ図はホット運転状態の原子炉におけろ相対出力を
示すグラフ、そして 第７Ｂ図は７本の制御棒を抜いたコールド停止状態の原
子炉における相対出力を示すグラフである。 １０・・・水冷却兼減速原子炉、１５・・・燃料集合体
、４２・・・燃料棒、５７・・・ガドリニア含有燃料棒
、６０・・・濃縮部分、６２・・・ホット運転制御区域
、６５・・・コールド停止制御区域。 ＦＩＧ、　　２．　　　　　　　　　ＦＩＧ、　　３６
−４

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 ／　沸騰水形原子炉の炉心において、炉心の運転が炉心
   頂部に向って蒸気ボイドの割合が相当大きくそれに伴な
   って減速が減少・することで特徴付けられ、この減少し
   た減速の結果上部炉心領域での燃焼が遅くなり転換比が
   大きくなり、従って上部炉心領域における減速が相対的
   に増加するコールド停止に伴なって上部炉心領域でピー
   クに達する反応度プロフィールが生じる沸騰水形原子炉
   炉心に用いろ、燃料集合体が 燃料集合体のはゾ軸方向全長にわたって分布する核分裂
   性物質成分と、 中、性子吸収物質成分とよりなり、該中性子吸収物質成
   分の軸方向分布がコールド停止反応度がピークに達する
   軸方向領域の少くとも一部に対応する、コールド停止制
   御区域と称される軸方向区域における増強で特徴付けら
   れる燃料集合体。 ユ　前記中性子吸収物質が可燃性吸収材である特許請求
   の範囲第１項記載の燃料集合体。 ３、　前記可燃性吸収材がガドリニウムよりなる特許請
   求の範囲第コ項記載の燃料集合体。 ク　前記コールド停止制御区域における増強が少くとも
   部分的に吸収材位置の数の相対的増加により達成された
   特許請求の範囲第１項記載の燃料集合体。 Ｓ　前記コールド停止制御区域にお、ける増強が少くと
   も部分的に固定数の吸収材位置での吸収材濃度の相対的
   増加により達成された特許請求の範囲第１項記載の燃料
   集合体。 ム　前・配植分裂性物質成分が軸方向に゛はゾ均質に分
   布している特許請求の範囲第１項記載の燃料集合体。 ク　前記核分裂性物質成分の軸方向分布が前記コールド
   停止制御区域におけろ濃縮度の相対的減少により特徴付
   けられる特許請求の範囲第１項記載の燃料集合体。 ｇ　前記中性子吸収物質成分の軸方向分布が前配植分裂
   性物質の軸方向全長に実質的に重なる複数部分を含む特
   許請求の範囲第１項記載の燃料集合体。 ９　前記中性子吸収物質成分の軸方向分布が、ホット運
   転反応度が最高になる軸方向領域の少くとも一部分に対
   応する軸方向区域における追加の増強で特徴付けられる
   特許請求の範囲第１項記載の燃料集合体。 ｌθ　前記燃料集合体がはゾ平行な相互に間隔をあけた
   複数本の燃料棒を具え、そのうち第１組の燃料棒が前記
   コールド停止制御区域に増強された中性子吸収物質を含
   んで前記増強を達成し、第２組の燃料棒が前記コールド
   停止制御区域において中性子吸収物質増強をもたない特
   許請求の範囲第１項記載の燃料集合体。 ／／　前記第２組の燃料棒の少くともいく本かが中性子
   吸収物質をまったく含まない特許請求の範囲第１０項記
   載の燃料集合体。 ／λ、　前記第１組の燃料棒の少くともいく本かが前記
   コールド停止制御区域を越えた軸方向範囲にわたって中
   性子吸収物質を含有する特許請求の範囲第１０項記載の
   燃料集合体。 ／３．　　前記第１組の燃料棒の少くともいく本かが前
   記コールド停止制御区域のみに中性子吸収物質を含有１
   石特許請求の範囲第１０項記載の燃料集合体。 ／弘　前記核分裂性物質成分の軸方向長さが約７０〜／
   Ｓフイートで、前記コールド停止制御区域の軸方向長さ
   が約Ｏ，左〜３フイ、−トである特許請求の範囲第１項
   記載の燃料集合体。