JP2001056388A - Mox fuel assembly - Google Patents

Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To prevent the increase of absolute value of void reactivity coefficient and reduction of neutron absorption effect of flammable poison and average axial power distribution by suppressing the increase of reactivity loss and the local power peaking of fuel rods adjacent to short size fuel rods and 4 corners position fuel rods for raising burnup. SOLUTION: In a MOX fuel assembly arranging MOX fuel rods 2 (denoted 1 to 4) charge with plutonium oxide and uranium oxide and fuel rods (denoted 5 to 6) with uranium including gadolinia containing burnable poison in charged uranium oxide in matrix of 9×9 square grid, short size MOX fuel rods 2 (denoted 4) having shorter fuel effective length than the others arranged in grid position other than the grid position adjacent to the 4 corners of square grid array among outermost part of the square grid array, and uranium fuel rods 2 (denoted 6) with gadolinia arranged in the outermost part of the square grid array are provided.

Description

【発明の詳細な説明】DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION

【０００１】[0001]

【発明の属する技術分野】本発明は、沸騰水型原子炉に
用いる燃料集合体に係わり、特に、ＭＯＸ燃料を備えた
ＭＯＸ燃料集合体に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a fuel assembly used for a boiling water reactor, and more particularly to a MOX fuel assembly provided with MOX fuel.

【０００２】[0002]

【従来の技術】従来、沸騰水型原子炉を含む軽水炉にお
いては、燃料としてウラン酸化物を用いる燃料集合体
（以下適宜、ウラン燃料集合体という）が備えられてい
る。2. Description of the Related Art Conventionally, a light water reactor including a boiling water reactor is provided with a fuel assembly using uranium oxide as a fuel (hereinafter, appropriately referred to as a uranium fuel assembly).

【０００３】（１）ボイド反応度係数 ところで、一般に、沸騰水型原子炉の炉心においては、
燃料棒内の燃料から発生する熱を除去する冷却材、及び
核***によって発生した高エネルギー中性子を低エネル
ギー中性子まで減速する減速材として、軽水を用いてい
る。すなわち燃料集合体下部から炉心へ流入した軽水
は、燃料集合体近傍を流れる間に沸騰し、燃料集合体上
部から流出する。このときの沸騰の程度をボイド率と呼
び、このボイド率は、炉心への入口である燃料集合体下
部では小さく、炉心からの出口である燃料集合体上部で
は大きくなっている。(1) Void reactivity coefficient By the way, generally, in the core of a boiling water reactor,
Light water is used as a coolant that removes heat generated from fuel in the fuel rods and a moderator that slows down high-energy neutrons generated by nuclear fission to low-energy neutrons. That is, the light water flowing into the core from the lower part of the fuel assembly boils while flowing near the fuel assembly and flows out from the upper part of the fuel assembly. The degree of boiling at this time is called a void fraction, and the void fraction is small at a lower portion of the fuel assembly which is an inlet to the core, and large at an upper portion of the fuel assembly which is an outlet from the core.

【０００４】このボイド率に関連する原子炉設計上重要
な因子として、ボイド反応度係数がある。この係数は、
体積割合で１％のボイドが発生した場合に投入される負
の反応度を表すものであり、沸騰水型原子炉では常に負
の値をとる。そして、この負のボイド反応度係数の絶対
値は、燃料集合体内の中性子の減速が促進されると小さ
くなる性質がある。これを、以下に説明する。[0004] A void reactivity coefficient is an important factor in reactor design related to the void fraction. This factor is
It represents the negative reactivity introduced when 1% of the voids are generated by volume, and always takes a negative value in a boiling water reactor. The absolute value of the negative void reactivity coefficient has a property of decreasing as the neutron deceleration in the fuel assembly is promoted. This will be described below.

【０００５】すなわち、一般に沸騰水型原子炉の燃料集
合体において、水対燃料比（＝燃料集合体内及びその外
側を流れる水の量と燃料棒内の燃料量との比）と反応度
（例えば中性子増倍率）との関係を考えた場合、まず、
水の割合を増やしていくと減速効果が促進されて反応度
は増加する。しかしその増加割合は一定でなく、水の量
の増加とともに水により吸収される中性子の量が多くな
ることから、増加割合は次第に減少して反応度の値は頭
打ちとなり、あるピークを迎える。このピークを超えて
さらに水の割合を増やしていくと、水に吸収される中性
子の量のほうが多くなり、反応度は次第に減少し、その
減少割合も次第に大きくなる。通常、沸騰水型原子炉の
燃料集合体は、そのピーク値以前の状態における水対燃
料比の設定で設計されている。つまり、水の割合を増や
していくと減速効果が促進されて反応度は増加するが、
その反応度増加割合は水の割合が多くなるほど減少す
る。That is, generally, in a fuel assembly of a boiling water reactor, a water-to-fuel ratio (= the ratio of the amount of water flowing in and outside the fuel assembly to the amount of fuel in the fuel rods) and the reactivity (for example, Neutron multiplication factor),
Increasing the proportion of water promotes the deceleration effect and increases the reactivity. However, the rate of increase is not constant, and as the amount of water increases, the amount of neutrons absorbed by the water increases, so the rate of increase gradually decreases, and the reactivity value reaches a peak and reaches a certain peak. As the percentage of water increases further beyond this peak, the amount of neutrons absorbed in the water increases, the reactivity decreases gradually, and the rate of decrease gradually increases. Normally, a fuel assembly of a boiling water reactor is designed with a water-to-fuel ratio setting before its peak value. In other words, increasing the proportion of water promotes the deceleration effect and increases the reactivity,
The rate of increase in reactivity decreases as the proportion of water increases.

【０００６】ここで、ボイド反応度係数は、ボイドが発
生する割合に対する負の反応度の投入割合であるから、
言い換えれば、水が減少する割合に対する反応度の減少
割合に等しい。つまり、その絶対値は、上記した水の増
加割合に対する反応度の増加割合に等しいことになる。
したがって、沸騰水型原子炉の燃料集合体では、水の割
合を増やして中性子の減速を促進するほど、水の増加割
合に対する反応度の増加割合が減少し、ボイド反応度係
数の絶対値が小さくなる。Here, the void reactivity coefficient is a ratio of a negative reactivity to the rate at which voids are generated.
In other words, it is equal to the rate of decrease in reactivity relative to the rate of decrease in water. That is, the absolute value is equal to the above-described rate of increase in the reactivity with respect to the rate of increase in water.
Therefore, in a fuel assembly of a boiling water reactor, as the proportion of water is increased to promote neutron deceleration, the rate of increase in reactivity with respect to the rate of increase in water decreases, and the absolute value of the void reactivity coefficient decreases. Become.

【０００７】（２）軸方向出力分布の歪み 一方、上記ボイド率及びボイド反応度係数と燃料集合体
に投入される反応度との間には、 （投入される負の反応度）＝（ボイド率）×（ボイド反
応度係数） の関係がある。すなわち、ボイド率が大きければ、投入
される負の反応度が大きくなるので、燃料集合体上部で
は下部よりも投入される負の反応度が大きくなる。この
投入される反応度差により、通常、沸騰水型原子炉の燃
料集合体においては、平均軸方向出力分布が下部に歪む
傾向となる。また特に、沸騰水型原子炉では、軸方向の
上方ほどボイド率が大きく、燃焼が進むにつれてプルト
ニウムの蓄積が大きくなって軸方向出力分布が上方に歪
むようになるため、上記のような軸方向出力分布の下部
への歪みが緩和される。しかしながら、初装荷炉心や移
行炉心のように燃焼度の小さい炉心では、この軸方向出
力分布の下部への歪みが緩和されないため、特に軸方向
の出力ピーキングが大きくなる傾向となる。(2) Distortion of axial power distribution On the other hand, between the above void ratio and void reactivity coefficient and the reactivity injected into the fuel assembly, (negative reactivity injected) = (void Ratio) × (void reactivity coefficient). That is, if the void fraction is large, the injected negative reactivity increases, so that the injected negative reactivity is higher in the upper part of the fuel assembly than in the lower part. Normally, in the fuel assembly of a boiling water reactor, the average axial power distribution tends to be distorted downward due to the injected reactivity difference. In particular, in a boiling water reactor, the void ratio is higher in the axial direction and the accumulation of plutonium increases as the combustion proceeds, and the axial power distribution becomes distorted upward. Distortion toward the bottom of the distribution is alleviated. However, in a core having a small burnup such as an initially loaded core or a transitional core, distortion in the lower part of the axial power distribution is not eased, so that the power peaking particularly in the axial direction tends to increase.

【０００８】（３）短尺燃料棒による軸方向出力分布制
御 このような下方に歪む軸方向出力分布を制御する技術の
１つとして、例えば、特開平５−２３２２７３号公報記
載のように、燃料有効長が他の燃料棒よりも短い燃料棒
（以下、短尺燃料棒という）を設け、燃料集合体上部に
おいてその短尺燃料棒の上方位置に水の領域を形成する
ことにより、燃料集合体上部における水の割合を増やし
てボイド反応度係数の絶対値を小さくし、上部と下部と
の投入反応度差を低減して、軸方向出力分布の歪み傾向
を低減する構成が提唱されている。(3) Control of axial power distribution using short fuel rods One of the techniques for controlling such axial power distribution which is distorted downward is disclosed in Japanese Patent Application Laid-Open No. 5-232273. By providing a fuel rod having a shorter length than other fuel rods (hereinafter, referred to as a short fuel rod) and forming a water region above the short fuel rod at the upper part of the fuel assembly, the water at the upper part of the fuel assembly is formed. A configuration has been proposed in which the absolute value of the void reactivity coefficient is reduced by increasing the ratio of, and the difference in the input reactivity between the upper part and the lower part is reduced, thereby reducing the tendency of distortion in the axial output distribution.

【０００９】特に、上記公知技術の燃料集合体では、短
尺燃料棒を、燃料集合体外周側の水ギャップ領域に近く
中性子スペクトルが軟らかい（熱中性子束の大きい）燃
料バンドル正方格子状配列の最外周に配置することによ
り、実効的な中性子減速効果をさらに向上させボイド反
応度係数絶対値のさらなる低減を図っている。In particular, in the fuel assembly of the above-mentioned prior art, the short fuel rods are positioned close to the water gap region on the outer peripheral side of the fuel assembly, and the outermost periphery of the fuel bundle square lattice array having a soft neutron spectrum (large thermal neutron flux). In this case, the effective neutron moderating effect is further improved, and the absolute value of the void reactivity coefficient is further reduced.

【００１０】（４）可燃性毒物による軸方向出力分布制
御 また、前述した下方に歪む軸方向出力分布を制御する他
の技術として、可燃性毒物をウラン燃料棒中に混入する
構造が知られている。ここで、可燃性毒物とは、運転期
間を通じ徐々に燃焼しその物質量が減少していく中性子
吸収材のことであり、例えばガドリニア等熱中性子吸収
断面積の大きな物質が用いられる。(4) Control of Axial Output Distribution by Burnable Poison As another technique for controlling the above-described downwardly distorted axial output distribution, there is known a structure in which burnable poison is mixed into uranium fuel rods. I have. Here, the burnable poison is a neutron absorbing material that gradually burns during the operation period and the amount of the substance decreases, and for example, a substance having a large thermal neutron absorption cross-sectional area such as gadolinia is used.

【００１１】このような可燃性毒物による反応度抑制挙
動の一例を図１０に示す。図１０は、可燃性毒物の一種
であるガドリニアを混入した燃料棒を含む燃料集合体の
無限増倍率の燃焼変化の一例を示したものである。横軸
には燃焼度を、縦軸には無限増倍率をとり、また比較の
ために、同一燃料棒配置のまま、可燃性毒物入り燃料棒
の本数を減らした場合の挙動を破線で、可燃性毒物の濃
度を濃くした場合の挙動を一点鎖線で併せて示してい
る。図１０に示されるように、無限増倍率は、燃焼度が
進み可燃性毒物が燃えるにつれて緩やかに上昇し、可燃
性毒物が燃え尽きたところでピークを迎え、そのピーク
を超えた後は緩やかに下降する。そして、この特性は、
まず、可燃性毒物を混入する燃料棒の本数を増減させる
ことで制御可能である。すなわち、可燃性毒物を混入す
る燃料棒の本数を増加させると、中性子吸収が増加する
分燃焼初期での無限増倍率が減少し、逆に本数を減少さ
せると、燃焼初期での無限増倍率が増大する（破線参
照）。また、混入する可燃性毒物の濃度の増減によって
も特性の制御が可能であり、濃度を増加させれば、可燃
性毒物の燃え尽きる時期を遅らせることが可能になるた
め、無限増倍率の最大値を低下させることができ（一点
鎖線参照）、逆に濃度を減少させれば、無限増倍率の最
大値を増加させることができる。これら可燃性毒物入り
燃料棒本数の増減と可燃性毒物濃度の増減（軸方向濃度
分布を含む）という２つを組み合わせることにより、炉
心の余剰反応度や軸方向出力分布を適切に制御すること
が可能となる。FIG. 10 shows an example of the reactivity suppression behavior by such a burnable poison. FIG. 10 shows an example of a combustion change at an infinite multiplication factor of a fuel assembly including a fuel rod mixed with gadolinia, which is a kind of burnable poison. The horizontal axis shows the burnup, the vertical axis shows the infinite multiplication factor.For comparison, the broken line shows the behavior when the number of burnable poison-containing fuel rods is reduced with the same fuel rod arrangement. The behavior when the concentration of the toxic poison is increased is also shown by a dashed line. As shown in FIG. 10, the infinite multiplication factor gradually increases as the burnup advances and the burnable poison burns, reaches a peak when the burnable poison has burned out, and gradually decreases after exceeding the peak. . And this characteristic is
First, control can be performed by increasing or decreasing the number of fuel rods into which the burnable poison is mixed. In other words, if the number of fuel rods mixed with burnable poisons is increased, the infinite multiplication factor at the beginning of combustion is reduced by the increase in neutron absorption, and conversely, if the number is reduced, the infinite multiplication factor at the beginning of combustion is reduced. Increase (see dashed line). The characteristics can also be controlled by increasing or decreasing the concentration of the burnable poison mixed in.If the concentration is increased, the time at which the burnable poison burns out can be delayed. It can be reduced (see dash-dot line), and conversely, if the concentration is reduced, the maximum value of the infinite multiplication factor can be increased. By combining the increase / decrease of the number of burnable poison-containing fuel rods and the increase / decrease of the burnable poison concentration (including the axial concentration distribution), it is possible to appropriately control the excess reactivity and the axial power distribution of the core. It becomes possible.

【００１２】また、可燃性毒物の燃焼は中性子スペクト
ルに強く依存しており、中性子平均エネルギーが低く
（中性子スペクトルが軟らかく）なるほど燃焼が進行し
て中性子吸収効果が大きくなる一方、中性子スペクトル
が硬くなるほど中性子吸収効果が小さくなるという性質
もある。The burning of burnable poisons strongly depends on the neutron spectrum. The lower the average neutron energy (the softer the neutron spectrum), the more the burning progresses and the greater the neutron absorption effect, while the harder the neutron spectrum. There is also a property that the neutron absorption effect is reduced.

【００１３】このように可燃性毒物を用いて軸方向出力
分布を制御した燃料集合体に関する公知技術としては、
例えば、特開昭５８−２１６９８９公報記載の燃料集合
体がある。この燃料集合体では、特に、燃料集合体外周
側の水ギャップ領域に近く中性子スペクトルが軟らかい
（熱中性子束の大きい）燃料バンドル正方格子状配列最
外周にガドリニア入りウラン燃料棒を配置することによ
り、ガドリニアの中性子吸収効果を向上させている。[0013] As a known technique relating to a fuel assembly in which the axial power distribution is controlled by using a burnable poison as described above, there are known techniques.
For example, there is a fuel assembly described in JP-A-58-216989. In this fuel assembly, by placing the uranium fuel rods containing gadolinia at the outermost periphery of the fuel bundle square lattice-shaped array in which the neutron spectrum is soft (large thermal neutron flux) close to the water gap region on the outer side of the fuel assembly, The neutron absorption effect of gadolinia is improved.

【００１４】[0014]

【発明が解決しようとする課題】（５）ＭＯＸ燃料集合
体 ところで、近年、原子力発電所の核燃料リサイクルを図
る観点から、再処理によって使用済み燃料から取り出さ
れたプルトニウムをウランと混合し、ウラン・プルトニ
ウム混合酸化物燃料（以下適宜、ＭＯＸ燃料という）と
して、軽水炉で利用することが提唱されている。特に、
その際、経済性の向上のために、ＭＯＸ燃料の高燃焼度
化（例えば、取り出し平均燃焼度４０ＧＷｄ／ｔ以上）
や炉心へのＭＯＸ燃料装荷率増加が考えられている。(5) MOX fuel assembly By the way, in recent years, from the viewpoint of recycling nuclear fuel in a nuclear power plant, plutonium extracted from spent fuel by reprocessing is mixed with uranium to produce uranium fuel. It has been proposed to use plutonium mixed oxide fuel (hereinafter appropriately referred to as MOX fuel) in a light water reactor. In particular,
At that time, in order to improve economy, the burnup of the MOX fuel is increased (for example, the average burnout taken out is 40 GWd / t or more).
And an increase in the MOX fuel loading rate in the reactor core is considered.

【００１５】ここにおいて、ＭＯＸ燃料は、その核***
性物質であるプルトニウム２３９やプルトニウム２４１
の熱中性子吸収断面積がウラン２３５より大きいこと、
及びプルトニウム２４０による中性子の吸収がウラン２
３８より大きいこと等により、ウラン燃料よりも熱中性
子の割合が減少し、中性子スペクトルが硬くなるという
性質がある。Here, the MOX fuel is composed of its fissile material such as plutonium 239 or plutonium 241.
Has a thermal neutron absorption cross section larger than uranium 235,
And neutron absorption by plutonium 240
When it is larger than 38, the ratio of thermal neutrons is lower than that of uranium fuel, and the neutron spectrum is harder.

【００１６】そのため、ＭＯＸ燃料を備えたＭＯＸ燃料
集合体では、減速材である水による中性子の減速効果が
悪くなり、上記（１）で説明したようにボイド率が増加
した時の反応度変化であるボイド反応度係数の負の絶対
値がウラン燃料集合体に比べて増大する。ここで上記
（２）で説明したように、沸騰水型原子炉では、軸方向
のボイド率分布に基づき軸方向出力分布が下部に歪む傾
向にあるが、このボイド反応度係数の負の絶対値の増加
によってボイド率の高い炉心上部で反応度低下量がさら
に大きくなり、軸方向出力分布がさらに下方に歪んで軸
方向の出力ピーキングが大きくなることになる。また、
可燃性毒物の中性子吸収効果が低下する。特に、高燃焼
度化を図るためには燃料の持つ反応度を高める必要があ
るが、そのためにＭＯＸ燃料のプルトニウム富化度を増
加させると、中性子スペクトルの硬化がさらに増す傾向
となる。[0016] Therefore, in the MOX fuel assembly provided with the MOX fuel, the neutron moderating effect of the water as the moderator is deteriorated, and as described in the above (1), the reactivity changes when the void ratio increases. The negative absolute value of certain void reactivity coefficients increases compared to uranium fuel assemblies. Here, as described in the above (2), in the boiling water reactor, the axial power distribution tends to be distorted downward based on the axial void fraction distribution, but the negative absolute value of the void reactivity coefficient As a result, the amount of the reactivity decrease becomes larger in the upper part of the core having a high void ratio, and the axial power distribution is further distorted downward, so that the axial power peaking becomes large. Also,
The neutron absorption effect of burnable poisons decreases. In particular, in order to achieve high burnup, it is necessary to increase the reactivity of the fuel. However, if the plutonium enrichment of the MOX fuel is increased, the neutron spectrum hardening tends to further increase.

【００１７】したがって、ＭＯＸ燃料集合体、特に、高
燃焼度化が図られたＭＯＸ燃料集合体において、ウラン
燃料集合体なみに軸方向出力分布を平均化するために
は、別途何らかの方策を講じる必要がある。Therefore, in the MOX fuel assembly, especially in the MOX fuel assembly with high burn-up, it is necessary to take some other measures in order to average the axial power distribution as much as the uranium fuel assembly. There is.

【００１８】そこで、このような点に配慮したＭＯＸ燃
料集合体として、例えば特開平７−３０１６８８号公報
記載の燃料集合体がある。このＭＯＸ燃料集合体では、
特に高燃焼度化について明記されているわけではない
が、上記（３）で説明した原理を利用し、短尺燃料棒を
９行９列正方格子状配列中の４隅に隣接する位置（合計
８カ所）に配置することにより、前述のように実効的な
中性子減速効果をさらに向上させてボイド反応度係数絶
対値を低減し、かつ、上記（４）で説明した原理を利用
し、ガドリニア入りウラン燃料棒を正方格子状配列最外
周におけるそれら８本の短尺燃料棒の反４隅側隣接位置
に配置し、ガドリニアの中性子吸収効果を向上させてい
る。Therefore, as a MOX fuel assembly taking such points into consideration, there is, for example, a fuel assembly described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 7-301688. In this MOX fuel assembly,
Although it is not specified that the burnup is particularly high, utilizing the principle described in the above (3), the short fuel rods are positioned adjacent to the four corners in the square grid arrangement of 9 rows and 9 columns (total of 8 rods). As described above, the effective neutron moderating effect is further improved to reduce the void reactivity coefficient absolute value, and the uranium containing gadolinia is utilized by utilizing the principle described in (4) above. The fuel rods are arranged on the outermost periphery of the square lattice-like arrangement at positions adjacent to the four short fuel rods on the four corners side to improve the neutron absorption effect of gadolinia.

【００１９】しかしながら、このＭＯＸ燃料集合体で
は、以下のような不都合が存在する。すなわち、前述し
た特開平５−２３２２７３号公報にも記載されているよ
うに、通常、燃料バンドルを９行９列以上の正方格子状
に配列し、かつ短尺燃料棒をその正方格子状配列の最外
周に配置した燃料集合体においては、短尺燃料棒を４隅
に配置した場合が燃料集合体全体の反応度損失及び短尺
燃料棒に隣接する燃料棒の局所出力ピーキングが最も大
きくなる。そして、短尺燃料棒を４隅隣接位置に配置し
た場合は４隅位置に配置した場合よりも若干改善される
ものの、依然として反応度損失及び短尺燃料棒に隣接す
る燃料棒の局所出力ピーキングが大きい値となり、また
４隅位置の燃料棒の局所出力ピーキングが大きくなる。
特に高燃焼度化を図る場合には、このような傾向がいっ
そう増長される。However, this MOX fuel assembly has the following disadvantages. That is, as described in the above-mentioned Japanese Patent Application Laid-Open No. 5-232273, the fuel bundles are usually arranged in a square lattice of 9 rows and 9 columns or more, and the short fuel rods are arranged at the end of the square lattice arrangement. In the fuel assemblies arranged on the outer periphery, when the short fuel rods are arranged at the four corners, the reactivity loss of the whole fuel assembly and the local output peaking of the fuel rods adjacent to the short fuel rods are greatest. When the short fuel rods are arranged at the four corner adjacent positions, the reactivity loss and the local output peaking of the fuel rods adjacent to the short fuel rods are still large, although this is slightly improved as compared with the case where the short fuel rods are arranged at the four corner positions. And the local output peaking of the fuel rods at the four corners increases.
In particular, when the burnup is to be increased, such a tendency is further increased.

【００２０】本発明の目的は、高燃焼度化を図ったＭＯ
Ｘ燃料集合体において、反応度損失や短尺燃料棒隣接燃
料棒・４隅位置燃料棒の局所出力ピーキング増大を抑制
しつつ、ボイド反応度係数の絶対値の増大や可燃性毒物
の中性子吸収効果減少を防止し、軸方向出力分布を平均
化できる構成を提供することにある。An object of the present invention is to provide a high burnup MO
In the X fuel assembly, the absolute value of the void reactivity coefficient is increased and the neutron absorption effect of burnable poisons is reduced, while suppressing the reactivity loss and the local power peaking increase of the fuel rods adjacent to the short fuel rods and the fuel rods at the four corners. And to provide a configuration capable of averaging the axial power distribution.

【００２１】[0021]

【課題を解決するための手段】（１）上記目的を達成す
るために、本発明は、プルトニウム酸化物及びウラン酸
化物を充填した複数のＭＯＸ燃料棒と、ウラン酸化物を
充填し可燃性毒物を含有した複数の可燃性毒物入りウラ
ン燃料棒とをｎ行ｎ列の正方格子状に配列したＭＯＸ燃
料集合体において、ｎ≧９であり、前記複数のＭＯＸ燃
料棒は、燃料有効長が他のものよりも短く、かつ前記正
方格子状配列の最外周部分のうち該正方格子状配列の４
隅及びこの４隅に隣接する格子位置以外の格子位置に配
置された複数の第１短尺燃料棒を含み、前記複数の可燃
性毒物入りウラン燃料棒は、前記正方格子状配列の最外
周部分に配置された複数の第１毒物燃料棒を含む。(1) In order to achieve the above object, the present invention provides a plurality of MOX fuel rods filled with plutonium oxide and uranium oxide, and a burnable poison filled with uranium oxide. In a MOX fuel assembly in which a plurality of uranium fuel rods containing burnable poisons containing n are arranged in a square lattice with n rows and n columns, n ≧ 9, and the plurality of MOX fuel rods have other active fuel lengths. And the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement,
Corners and a plurality of first short fuel rods arranged at lattice positions other than the lattice positions adjacent to the four corners, wherein the plurality of uranium fuel rods containing burnable poisons are located at the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement. A plurality of first poison fuel rods are included.

【００２２】一般に、沸騰水型原子炉の燃料集合体にお
いては、減速材である水に近い燃料棒ほど熱中性子束が
大きく（すなわち中性子スペクトルが柔らかく）、逆に
他の燃料棒に取り囲まれている燃料棒ほど熱中性子束が
小さく（すなわち中性子スペクトルが硬く）なるので、
正方格子状配列最外周部分の燃料棒は特に中性子スペク
トルが柔らかくなる。Generally, in a fuel assembly of a boiling water reactor, a fuel rod closer to water as a moderator has a larger thermal neutron flux (ie, a neutron spectrum is softer), and conversely, is surrounded by other fuel rods. The smaller the fuel rod, the smaller the thermal neutron flux (ie, the harder the neutron spectrum)
The neutron spectrum of the fuel rods at the outermost periphery of the square lattice arrangement is particularly soft.

【００２３】本発明においては、第１短尺燃料棒をその
中性子スペクトルが柔らかい正方格子状配列の最外周部
分に配置することにより、ＭＯＸ燃料化及び高燃焼度化
に基づく中性子スペクトル硬化傾向を緩和できるので、
ボイド反応度係数の絶対値増大を防止することができ
る。In the present invention, by arranging the first short fuel rods at the outermost peripheral portion of the square lattice-like arrangement having a soft neutron spectrum, the tendency of neutron spectrum hardening due to MOX fuel conversion and high burnup can be mitigated. So
It is possible to prevent the absolute value of the void reactivity coefficient from increasing.

【００２４】また、その燃焼性が中性子スペクトルに強
く依存する可燃性毒物に関しても、第１毒物燃料棒をそ
の中性子スペクトルが柔らかい最外周部分に配置するこ
とにより、上記同様、ＭＯＸ燃料化及び高燃焼度化に基
づく中性子スペクトル硬化傾向を緩和できることから、
中性子吸収効果の減少を防止することができる。このと
き、特に高燃焼度化のためにプルトニウム富化度を増加
させると燃料の反応度が増大するため、可燃性毒物を混
入する燃料棒の本数や可燃性毒物量を増やす必要があ
り、その分、可燃性毒物の燃え残りにより反応度が低下
するが、前記した第１毒物燃料棒を中性子吸収効果の高
い（すなわち反応度価値が高い）正方格子状配列最外周
部分に配置することはまた、この燃え残りによる燃料集
合体全体の反応度低下を防止でき、これによって可燃性
毒物入りウラン燃料棒のウラン濃縮度を低減できるとい
う効果もある。Also, as for the burnable poison whose flammability strongly depends on the neutron spectrum, by disposing the first poison fuel rod at the outermost peripheral portion where the neutron spectrum is soft, as described above, it is possible to convert the fuel into MOX fuel and achieve high combustion. Neutron spectrum hardening tendency based on temperature
The neutron absorption effect can be prevented from decreasing. At this time, if the plutonium enrichment is increased, especially for high burnup, the reactivity of the fuel increases, so it is necessary to increase the number of fuel rods containing burnable poisons and the amount of burnable poisons. Although the reactivity decreases due to the remaining unburned combustible poisons, it is also difficult to arrange the first toxic fuel rod at the outermost peripheral portion of the square lattice array having a high neutron absorption effect (that is, a high reactivity value). In addition, it is possible to prevent a decrease in the reactivity of the entire fuel assembly due to the unburned residue, thereby reducing the uranium enrichment of the uranium fuel rod containing the burnable poison.

【００２５】さらに、前述したように、一般に、短尺燃
料棒を９行９列以上の正方格子状配列の正方格子状配列
の最外周部分における４隅又は４隅隣接位置に配置した
場合、反応度損失や短尺燃料棒に隣接する燃料棒の局所
出力ピーキングが大きい値となることが知られており、
特に高燃焼度化を図る場合には、このような傾向がいっ
そう増長される。そこで、本発明においては、第１短尺
燃料棒を、正方格子状配列の最外周部分のうち４隅及び
この４隅に隣接する格子位置以外の格子位置に配置する
ことにより、上記の弊害を防止できる。Further, as described above, in general, when the short fuel rods are arranged at four corners or at positions adjacent to the four corners in the outermost peripheral portion of a square lattice arrangement of 9 rows and 9 columns or more, It is known that the local output peaking of the fuel rod adjacent to the loss and the short fuel rod becomes a large value,
In particular, when the burnup is to be increased, such a tendency is further increased. Therefore, in the present invention, the above-mentioned adverse effects are prevented by arranging the first short fuel rods in the outermost peripheral portion of the square lattice-like arrangement at the four corners and at lattice positions other than the lattice positions adjacent to the four corners. it can.

【００２６】以上のように、本発明によれば、高燃焼度
化を図る場合にも、反応度損失や短尺燃料棒隣接燃料棒
の局所出力ピーキング増大を抑制しつつ、ボイド反応度
係数の絶対値の増大や可燃性毒物の中性子吸収効果減少
を防止し軸方向出力分布を平均化することができる。As described above, according to the present invention, even when the burnup is to be increased, the absolute value of the void reactivity coefficient is suppressed while suppressing the reactivity loss and the local output peaking increase of the fuel rod adjacent to the short fuel rod. An increase in the value and a decrease in the neutron absorption effect of the burnable poison can be prevented, and the axial power distribution can be averaged.

【００２７】（２）上記（１）において、また好ましく
は、前記第１毒物燃料棒は、前記第１短尺燃料棒に隣接
する格子位置に配置されている。(2) In the above (1), preferably, the first poisonous fuel rod is disposed at a lattice position adjacent to the first short fuel rod.

【００２８】第１短尺燃料棒を正方格子状配列最外周部
分に配置した場合、燃料集合体上部においては第１短尺
燃料棒の格子位置には燃料棒が存在しなくなるため、隣
接する通常長さの燃料棒の局所出力がその燃料集合体上
部で大きくなる傾向となる。そこで、本発明において
は、第１毒物燃料棒を、正方格子状配列最外周部分のう
ち第１短尺燃料棒に隣接する格子位置に配置することに
より、ＭＯＸ燃料棒を配置する場合に比べてその隣接位
置燃料棒の出力増大を抑制することができる。When the first short fuel rods are arranged at the outermost periphery of the square lattice arrangement, no fuel rods are present at the lattice positions of the first short fuel rods above the fuel assembly. , The local power of the fuel rod tends to increase above the fuel assembly. Therefore, in the present invention, by arranging the first poisonous fuel rod at the lattice position adjacent to the first short fuel rod in the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement, compared to the case where the MOX fuel rod is arranged. It is possible to suppress an increase in the output of the fuel rod at the adjacent position.

【００２９】（３）上記（１）において、また好ましく
は、前記複数の第１短尺燃料棒は、前記正方格子状配列
の形成する４辺の各辺中点の格子位置にそれぞれ配置さ
れている。(3) In the above (1), preferably, the plurality of first short fuel rods are respectively arranged at grid points at the midpoints of the four sides formed by the square grid array. .

【００３０】上記（１）で説明したように、一般に、沸
騰水型原子炉の燃料集合体においては、正方格子状配列
最外周部分の燃料棒は熱中性子束が大きくなる。その最
外周の中でも、正方格子状配列の隅になるほど大きな水
ギャップ領域が近くに存在することから、熱中性子束
は、正方格子状配列の４隅位置が最も大きく、４隅より
離れて正方格子状配列最外周部分が形成する４辺の各辺
中点に向かうにつれて低減する傾向を示す。As described in the above (1), generally, in a fuel assembly of a boiling water reactor, the thermal neutron flux of the fuel rod at the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement becomes large. In the outermost periphery, the water neutron flux is located near the corners of the square lattice array, so the thermal neutron flux is the largest at the four corners of the square lattice array. It shows a tendency to decrease as it goes toward the midpoint of each of the four sides formed by the outermost peripheral portion of the pattern arrangement.

【００３１】このような熱中性子束の差に応じ、通常、
ＭＯＸ燃料集合体では、局所出力ピーキングを減少して
出力分布の平坦化を図り熱的余裕を確保する観点から、
水に近い燃料棒のプルトニウム富化度を比較的低くし、
水から遠い燃料棒のプルトニウム富化度を比較的高くす
る等の富化度分布をつけることが行われる。このとき、
正方格子状配列の最外周では、上記の熱中性子束の特性
に対応して、少なくとも４隅位置のＭＯＸ燃料棒のプル
トニウム富荷度を最も低い富荷度とする一方、正方格子
状配列最外周部分が形成する４辺の各辺中点の格子位置
（又は中点位置とその隣接位置の場合もある）の燃料棒
を最外周部分配列燃料棒の中では最も高い富荷度とし、
正方格子状配列最外周部分のうち残りの格子位置のＭＯ
Ｘ燃料棒をそれらの中間の富荷度とし、すなわち最外周
部分配列燃料棒として合計で少なくとも３種類のプルト
ニウム富荷度とすることが多い。Depending on such a difference in thermal neutron flux, usually,
In the MOX fuel assembly, from the viewpoint of reducing local output peaking, flattening the output distribution, and securing thermal margin,
Make the plutonium enrichment of fuel rods close to water relatively low,
The enrichment distribution, such as making the plutonium enrichment of a fuel rod far from water relatively high, is performed. At this time,
At the outermost periphery of the square lattice array, the plutonium abundance of the MOX fuel rods at least at the four corner positions is set to the lowest abundance, while the outermost periphery of the square lattice arrangement corresponds to the characteristics of the thermal neutron flux described above. The fuel rod at the grid position of the midpoint of each of the four sides formed by the portion (or the midpoint position and the position adjacent to the midpoint position in some cases) has the highest abundance in the outermost partial array fuel rods,
MO of the remaining lattice position in the outermost peripheral part of the square lattice arrangement
Often, the X fuel rods have intermediate richness, that is, at least three plutonium richnesses as the outermost partially arrayed fuel rods.

【００３２】ところで、ＭＯＸ燃料集合体の場合、燃料
の成型加工工程を複雑にしないためあるいはコストダウ
ンの観点から、ＭＯＸ燃料棒のプルトニウム富化度の種
類は極力低減することが望まれている。そこで、本発明
においては、第１短尺燃料棒を、正方格子状配列の形成
する４辺の各辺中点の格子位置に配置することにより、
この位置の局所出力を低減できる。したがって、例えば
第１短尺燃料棒を上記中間の富荷度とすることで、前述
のようにこの格子位置のために１種類の富荷度（最高富
荷度）が必要であったのを省略することができるので、
富荷度種類数を１種類低減することができ、例えば全体
で富荷度種類数を３種類以下とすることができる。In the case of the MOX fuel assembly, it is desired that the type of plutonium enrichment of the MOX fuel rod be reduced as much as possible in order not to complicate the molding process of the fuel or from the viewpoint of cost reduction. Therefore, in the present invention, by disposing the first short fuel rods at the lattice positions of the midpoints of the four sides forming the square lattice arrangement,
The local output at this position can be reduced. Therefore, for example, by setting the first short fuel rod to the intermediate richness, the need for one type of richness (the highest richness) for this grid position as described above is omitted. So you can
The number of types of richness can be reduced by one. For example, the number of types of richness can be reduced to three or less in total.

【００３３】（４）上記（１）〜（３）のいずれか１つ
において、また好ましくは、前記正方格子状配列中に設
けられた少なくとも１本の水ロッドをさらに有し、か
つ、前記複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒は、前記水
ロッドに隣接する格子位置に配置された少なくとも１本
の第２毒物燃料棒を含む。(4) In any one of the above (1) to (3), preferably, further comprising at least one water rod provided in the square lattice arrangement, The uranium fuel rods containing burnable poisons include at least one second toxic fuel rod disposed at a lattice position adjacent to the water rod.

【００３４】特に高燃焼度化を図る場合等には、増大し
た反応度を抑制するために、正方格子状配列最外周部分
位置以外にもさらに可燃性毒物入りウラン燃料棒を配置
する必要があることが多い。In particular, in the case of increasing the burnup, it is necessary to arrange uranium fuel rods containing burnable poisons in addition to the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement in order to suppress the increased reactivity. Often.

【００３５】ところで、正方格子状配列に水ロッドが設
けられている場合には、その水ロッドの近傍は、減速材
である水に近いことから熱中性子束が大きく（すなわち
中性子スペクトルが柔らかく）なる。そこで、本発明に
おいては、可燃性毒物入りウラン燃料棒のうち第２毒物
燃料棒を中性子スペクトルが柔らかい水ロッドに隣接す
る格子位置に配置することにより、上記（１）で説明し
たのと同様の原理で、これら第２毒物燃料棒について
も、中性子吸収効果の減少を防止することができる。し
たがって、燃料集合体全体として可燃性毒物による反応
度抑制効果を向上することができるので、可燃性毒物燃
え残りによる燃料集合体全体の反応度低下をさらに防止
でき、可燃性毒物入りウラン燃料棒の濃縮度をさらに低
減できるという効果もある。When water rods are provided in a square lattice arrangement, the thermal neutron flux becomes large (ie, the neutron spectrum is soft) near the water rods because it is close to water as a moderator. . Therefore, in the present invention, by arranging the second poisonous fuel rod among the uranium fuel rods containing burnable poisons at the lattice position adjacent to the water rod having a soft neutron spectrum, the same effect as described in the above (1) is obtained. In principle, it is possible to prevent a decrease in the neutron absorption effect of these second poisonous fuel rods. Therefore, the reactivity of the burnable poison can be improved as a whole in the fuel assembly, so that the reactivity of the fuel assembly as a whole can be further prevented from decreasing due to unburned burnable poison. There is also an effect that the concentration can be further reduced.

【００３６】（５）上記（４）において、さらに好まし
くは、前記複数のＭＯＸ燃料棒は、燃料有効長が他のも
のよりも短く、前記水ロッドに隣接する格子位置に配置
された少なくとも１本の第２短尺燃料棒を含み、前記第
２毒物燃料棒は、前記第２短尺燃料棒に隣接する格子位
置に配置されている。(5) In the above (4), more preferably, the plurality of MOX fuel rods have a shorter active fuel length than the others, and at least one of the plurality of MOX fuel rods is arranged at a lattice position adjacent to the water rod. , And the second toxic fuel rod is disposed at a lattice position adjacent to the second short fuel rod.

【００３７】第１短尺燃料棒に加えて第２短尺燃料棒を
設けることにより、燃料集合体上部における水の割合を
さらに増やしてボイド反応度係数の絶対値をさらに小さ
くすることができる。By providing the second short fuel rods in addition to the first short fuel rods, the absolute value of the void reactivity coefficient can be further reduced by further increasing the proportion of water in the upper part of the fuel assembly.

【００３８】（６）上記（１）〜（３）のいずれか１つ
において、また好ましくは、前記複数本のＭＯＸ燃料棒
は、前記正方格子状配列の４隅に配置されたコーナー部
燃料棒を含み、かつ、このコーナー部燃料棒は、前記複
数のＭＯＸ燃料棒のうちそれ以外の燃料棒よりも核***
性プルトニウム富化度が低くなっている。(6) In any one of the above (1) to (3), preferably, the plurality of MOX fuel rods are corner fuel rods arranged at four corners of the square lattice arrangement. And the corner portion fuel rod has a lower fissile plutonium enrichment than the other fuel rods of the plurality of MOX fuel rods.

【００３９】[0039]

【発明の実施の形態】以下、本発明の実施形態を図面を
参照しつつ説明する。Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.

【００４０】本発明の第１の実施形態を図１〜図７によ
り説明する。A first embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS.

【００４１】本実施形態によるＭＯＸ燃料集合体の全体
構造を表す側断面図を図２に、図２中Ｉ−Ｉ断面による
横断面図を図１（ａ）に、各種燃料棒の軸方向プルトニ
ウム富化度・ウラン濃縮度分布を表す説明図を図１
（ｂ）に示す。なお、本願明細書においては、ｍ行ｍ列
の格子位置に対する「隣接」位置とは、ｍ±１行ｍ列、
ｍ行ｍ±１列、ｍ±１行ｍ±列の３通りを含む。FIG. 2 is a side sectional view showing the overall structure of the MOX fuel assembly according to the present embodiment, and FIG. 1A is a cross sectional view taken along the line II in FIG. FIG. 1 is an explanatory diagram showing the distribution of enrichment and uranium enrichment.
(B). In the specification of the present application, the “adjacent” position with respect to the grid position of m rows and m columns is m ± 1 rows and m columns,
Includes three types: m rows, m ± 1 columns, and m ± 1 rows, m ± columns.

【００４２】これら図１（ａ）、図１（ｂ）、及び図２
において、本実施形態による燃料集合体１は、核***性
物質を焼結した燃料ペレットを封入した多数の燃料棒２
と、燃料集合体中央部の中性子スペクトルを改善する中
性子減速棒として設けられ、冷却材流路を形成する中空
管である水ロッド３（図１（ａ）参照）と、燃料棒２及
び水ロッド３を軸方向複数箇所で適切な間隔に保持する
スペーサ４と、これら燃料バンドルを上端及び下端でそ
れぞれ保持する上部タイプレート５および下部タイプレ
ート６とを備えており、それらのまわりを四角筒型のチ
ャンネルボックス７で取り囲んでいる。FIGS. 1 (a), 1 (b) and 2
In the fuel assembly 1 according to the present embodiment, a large number of fuel rods 2 in which fuel pellets obtained by sintering a fissile material are enclosed.
A water rod 3 (see FIG. 1A), which is a hollow tube that is provided as a neutron moderating rod for improving a neutron spectrum in the center of the fuel assembly and forms a coolant flow path; A spacer 4 for holding the rods 3 at appropriate intervals at a plurality of positions in the axial direction, and an upper tie plate 5 and a lower tie plate 6 for holding these fuel bundles at the upper end and the lower end, respectively, are provided. It is surrounded by a channel box 7 of the type.

【００４３】水ロッド３は、燃料集合体径方向の熱中性
子束平坦化を目的に燃料集合体中央部の７本の燃料棒２
を置き換えるように配置されており、燃料物質を充填せ
ず、内部を沸騰しない冷却水が通過するようになってい
る。The water rod 3 has seven fuel rods 2 at the center of the fuel assembly for the purpose of flattening the thermal neutron flux in the radial direction of the fuel assembly.
The cooling water, which is not filled with the fuel substance and does not boil inside, is passed through.

【００４４】チャンネルボックス７は、上部タイプレー
ト５にチャンネルファスナー９を介して取り付けられて
おり、これに隣接するように横断面十字型の制御棒８
（図１（ａ）参照）が挿入されるようになっている。The channel box 7 is attached to the upper tie plate 5 via a channel fastener 9, and a control rod 8 having a cross-shaped cross section is provided adjacent to the channel box 7.
(See FIG. 1A).

【００４５】燃料棒２は、全部で７４本が９行９列の正
方格子状に配列されており、後述のように例えば取り出
し平均燃焼度４０ＧＷｄ／ｔ以上といった高燃焼度化を
図る場合に対応可能な配置となっている。各燃料棒２
は、特に詳細を図示しないが、上部端栓及び下部端栓に
より両端を密封された被覆管内に多数の燃料ペレット
（プルトニウム酸化物及びウラン酸化物、もしくはウラ
ン酸化物）を充填し、被覆管内のガスプレナム領域に配
置されたスプリングでそれら燃料ペレットを上下に押圧
した構造となっている。また各燃料棒２は、ペレットの
種類や燃料有効長（燃料ペレットが充填されている長
さ）が互いに異なる６種類が配置されており、それぞれ
燃料棒記号１，２，３，４，５，６で表す。A total of 74 fuel rods 2 are arranged in a square grid of 9 rows and 9 columns, which corresponds to a case where a high burnup such as a takeout average burnup of 40 GWd / t or more is to be described later. The arrangement is possible. Each fuel rod 2
Although not shown in detail, a number of fuel pellets (plutonium oxide and uranium oxide, or uranium oxide) are filled in a cladding tube sealed at both ends by an upper end plug and a lower end plug, and The structure is such that the fuel pellets are pressed up and down by springs arranged in the gas plenum region. In addition, six types of fuel rods 2 having different types of pellets and different effective fuel lengths (lengths in which the fuel pellets are filled) are arranged, and fuel rod symbols 1, 2, 3, 4, 5, and 5 are respectively provided. Represented by 6.

【００４６】燃料棒記号１，２，３，４の燃料棒２は、
ペレットとして、プルトニウム酸化物及びウラン酸化物
からなるＭＯＸ燃料ペレットを充填するＭＯＸ燃料棒で
ある。このＭＯＸ燃料ペレットは、燃料物質であるＰｕ
Ｏ２及び燃料母材であるＵＯ２にて構成され、核***物
質である２３９−Ｐｕ、２４１−Ｐｕ、及び２３５−Ｕ
を含んでいる。The fuel rods 2 with fuel rod symbols 1, 2, 3, and 4 are:
The MOX fuel rod is filled with MOX fuel pellets composed of plutonium oxide and uranium oxide. This MOX fuel pellet is composed of Pu, a fuel substance.
It is composed of O2 and UO2 which is a fuel base material, and 239-Pu, 241-Pu and 235-U which are fissile materials
Contains.

【００４７】このとき燃料棒記号１，２，３の燃料棒２
のプルトニウム富化度は、図１（ｂ）に示すように、燃
料有効長の全域（下端基準０／２４ノード〜２３／２４
ノード部分）において軸方向に一様に、それぞれＡ［ｗ
ｔ％］，Ｂ［ｗｔ％］，Ｃ［ｗｔ％］（但しＡ＞Ｂ＞
Ｃ）となっている。At this time, the fuel rods 2 of fuel rod symbols 1, 2 and 3
As shown in FIG. 1 (b), the plutonium enrichment of the entire fuel effective length (0/24 node to 23/24
A [w
t%], B [wt%], C [wt%] (where A>B>
C).

【００４８】また、燃料棒記号４の燃料棒は、燃料有効
長が他のものよりも短い短尺燃料棒（部分長燃料棒とも
いう）となっており、プルトニウム富化度は、その燃料
有効長の全域（下端基準１／２４ノード〜１５／２４ノ
ード部分）において軸方向に一様にＢ［ｗｔ％］となっ
ている。The fuel rod of fuel rod symbol 4 is a short fuel rod (also referred to as a partial length fuel rod) having a shorter active fuel length than the other fuel rods. The plutonium enrichment is determined by the active fuel length of the fuel rod. B (wt%) in the axial direction in the entire region of (1/24 node to 15/24 node with reference to the lower end).

【００４９】燃料棒記号５，６の燃料棒２は、ペレット
として、濃縮ウラン酸化物に可燃性毒物としてのガドリ
ニアを添加したガドリニア入りウラン燃料ペレットを充
填するガドリニア入りウラン燃料棒である。このガドリ
ニア入りウラン燃料ペレットは、燃料物質であるＵＯ２
及びこれに含有した可燃性毒物であるガドリニアにて構
成され、核***物質である２３５−Ｕを含んでいる。こ
のとき燃料棒記号５，６の燃料棒２のウラン濃縮度は、
図１（ｂ）に示すように、燃料有効長の全域（下端基準
０／２４ノード〜２４／２４ノード部分）において軸方
向に一様に、それぞれＤ［ｗｔ％］，Ｅ［ｗｔ％］（但
しＤ＞Ｅ）となっている。またガドリニア濃度は、それ
ぞれＦ［ｗｔ％］，Ｇ［ｗｔ％］（但しＦ＞Ｇ）となっ
ている。The fuel rods 2 with fuel rod symbols 5 and 6 are gadolinia-containing uranium fuel rods in which gadolinia-containing uranium fuel pellets obtained by adding gadolinia as a burnable poison to enriched uranium oxide are filled as pellets. This gadolinia-containing uranium fuel pellet is composed of UO2
And gadolinia, a burnable poison contained therein, and contains 235-U, a fissile material. At this time, the uranium enrichment of fuel rods 2 with fuel rod symbols 5 and 6 is
As shown in FIG. 1 (b), D [wt%] and E [wt%] are uniformly distributed in the axial direction in the entire area of the active fuel length (0/24 node to 24/24 node portion with reference to the lower end). However, D> E). The gadolinia concentrations are F [wt%] and G [wt%] (where F> G).

【００５０】このような燃料棒２は、図１（ｂ）に示す
ように、燃料棒記号１が３４本、燃料棒記号２が２０
本、燃料棒記号３が４本、燃料棒記号４が４本、燃料棒
記号５が８本、燃料棒記号６が４本、それぞれ図１
（ａ）に示すように配置されている。As shown in FIG. 1 (b), such fuel rods 2 have 34 fuel rod symbols 1 and 20 fuel rod symbols 2.
1, four fuel rod symbols 3, four fuel rod symbols 4, eight fuel rod symbols 5, and four fuel rod symbols 6, respectively.
They are arranged as shown in FIG.

【００５１】すなわち、短尺ＭＯＸ燃料棒である燃料棒
記号４の燃料棒２は、正方格子状配列の最外周部分が形
成する４辺の各辺中点の格子位置にそれぞれ１本ずつ４
本が配置されている。また、ガドリニア入りウラン燃料
棒である燃料棒記号５，６の燃料棒２のうちウラン濃縮
度及びガドリニア濃度が低い燃料棒記号６の燃料棒２
は、正方格子状配列の最外周部分のうち上記燃料棒記号
４の燃料棒２の両側隣接位置にそれぞれ２本ずつ合計８
本が配置されている。さらにこれに加えて、高燃焼度化
で増大した反応度を抑制するために、ウラン濃縮度及び
ガドリニア濃度が高い燃料棒記号５の燃料棒２を、正方
格子状配列の最外周部分を含みその最外周部分から３層
目が形成する４辺の、水ロッド３に隣接する各辺中点の
格子位置に合計４本配置している。That is, the fuel rods 2 of the fuel rod symbol 4 which are the short MOX fuel rods are placed one by one at each of the grid points at the midpoints of the four sides formed by the outermost peripheral portion of the square grid arrangement.
Books are arranged. Further, among the fuel rods 2 of fuel rod symbols 5 and 6 which are gadolinia-containing uranium fuel rods, the fuel rod 2 of fuel rod symbol 6 having a low uranium enrichment and gadolinia concentration is used.
Is a total of 8 in each of the outermost peripheral portions of the square lattice arrangement at two positions adjacent to both sides of the fuel rod 2 of the fuel rod symbol 4.
Books are arranged. In addition to this, in order to suppress the reactivity increased by increasing the burnup, the fuel rods 2 of the fuel rod symbol 5 having a high uranium enrichment and gadolinia concentration include the outermost peripheral portion of the square lattice-like arrangement. A total of four lines are arranged at the lattice positions of the midpoints of the four sides formed by the third layer from the outermost peripheral portion and adjacent to the water rod 3.

【００５２】また、上記以外の格子位置には、燃料有効
長が通常長さのＭＯＸ燃料棒である燃料棒記号１，２，
３の燃料棒２が配置されている。すなわち、それら燃料
棒記号１，２，３の燃料棒２のうち、プルトニウム富化
度が最も低い燃料棒記号３の燃料棒２が、熱中性子束が
比較的高く出力が高くなる正方格子状配列の最外周部分
のうち、さらに最も熱中性子束が高い４隅にそれぞれ合
計４本が配置され、これによって燃焼初期の局所出力ピ
ーキングを抑えるようになっている。In the other grid positions, fuel rod symbols 1, 2 and 2, which are MOX fuel rods whose effective fuel length is a normal length, are used.
Three fuel rods 2 are arranged. That is, among the fuel rods 2 of the fuel rod symbols 1, 2, and 3, the fuel rods 2 of the fuel rod symbol 3 having the lowest plutonium enrichment have a square lattice-like arrangement in which the thermal neutron flux is relatively high and the output is high. In the outermost peripheral portion, a total of four are arranged at each of the four corners where the thermal neutron flux is the highest, thereby suppressing local output peaking at the beginning of combustion.

【００５３】また正方格子状配列の最外周部分のうち、
ここまで述べた燃料棒記号４のＭＯＸ短尺燃料棒２、燃
料棒記号６のガドリニア入りウラン燃料棒２、及び燃料
棒記号３のＭＯＸ燃料棒２以外の部分には、プルトニウ
ム富荷度が中程度である燃料棒記号２の燃料棒２が配置
されている。この燃料棒記号２の燃料棒２は、正方格子
状配列の最外周部分を含みその最外周部分から２層目が
形成する４辺の４隅位置（言い換えれば正方格子状配列
の４隅から対角線方向に隣接する位置）にも設けられて
いる。In the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement,
The parts other than the MOX short fuel rod 2 of the fuel rod symbol 4 described above, the uranium fuel rod 2 containing gadolinia of the fuel rod symbol 6, and the MOX fuel rod 2 of the fuel rod symbol 3 have a medium plutonium richness. The fuel rod 2 of the fuel rod symbol 2 is disposed. The fuel rod 2 of the fuel rod symbol 2 includes the outermost peripheral portion of the square lattice array and four corner positions of the four sides formed by the second layer from the outermost peripheral portion (in other words, the four corners of the square lattice array and the diagonal line). (Position adjacent to the direction).

【００５４】以上説明した以外の位置は、すべてプルト
ニウム富化度が最も高い燃料棒記号１の燃料棒２が配置
されている。The fuel rods 2 with the fuel rod symbol 1 having the highest plutonium enrichment are arranged at positions other than those described above.

【００５５】なお、上記構成において、燃料棒記号４の
燃料棒２が、燃料有効長が他のものよりも短く、かつ正
方格子状配列の最外周部分のうち正方格子状配列の４隅
及びこの４隅に隣接する格子位置以外の格子位置に配置
された複数の第１短尺燃料棒を構成し、燃料棒記号６の
燃料棒２が、正方格子状配列の最外周部分に配置された
複数の第１毒物燃料棒を構成し、燃料棒記号５の燃料棒
２が、水ロッドに隣接する格子位置に配置された少なく
とも１本の第２毒物燃料棒を構成し、燃料棒記号３の燃
料棒２が、正方格子状配列の４隅に配置されたコーナー
部燃料棒を構成する。In the above configuration, the fuel rods 2 of the fuel rod symbol 4 have a shorter effective fuel length than the other fuel rods, and have four corners of the square lattice arrangement in the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement and the four corners. A plurality of first short fuel rods are arranged at lattice positions other than the lattice positions adjacent to the four corners, and a plurality of fuel rods 2 having a fuel rod symbol 6 are arranged at the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement. A fuel rod 2 of fuel rod symbol 5 constitutes a first poisonous fuel rod, and at least one second poisonous fuel rod arranged at a grid position adjacent to a water rod, and a fuel rod of fuel rod symbol 3 2 constitute corner fuel rods arranged at the four corners of the square lattice arrangement.

【００５６】次に、以上のように構成した本実施形態の
効果を順次説明する。Next, the effects of the present embodiment configured as described above will be sequentially described.

【００５７】（１）短尺燃料棒２（燃料棒記号４）の配
置位置による第１の効果（ボイド反応度係数絶対値低
下） 一般に、沸騰水型原子炉の燃料集合体においては、減速
材である水に近い燃料棒ほど熱中性子束が大きく（すな
わち中性子スペクトルが柔らかく）、逆に他の燃料棒に
取り囲まれている燃料棒ほど熱中性子束が小さく（すな
わち中性子スペクトルが硬く）なるので、正方格子状配
列最外周部分の燃料棒は特に中性子スペクトルが柔らか
くなる。(1) First Effect (Reduction of Void Reactivity Coefficient Absolute Value) Due to Position of Short Fuel Rod 2 (Fuel Rod Symbol 4) Generally, in a fuel assembly of a boiling water reactor, a moderator is used. A fuel rod closer to a certain water has a larger thermal neutron flux (ie, the neutron spectrum is softer), while a fuel rod surrounded by other fuel rods has a smaller thermal neutron flux (ie, a neutron spectrum is harder). The neutron spectrum of the fuel rods at the outermost periphery of the lattice arrangement is particularly soft.

【００５８】本実施形態においては、短尺燃料棒２（燃
料棒記号４）をその中性子スペクトルが柔らかい正方格
子状配列の最外周部分に配置することにより、ＭＯＸ燃
料化及び高燃焼度化に基づく中性子スペクトル硬化傾向
を緩和できるので、ボイド反応度係数の絶対値増大を防
止することができる。In the present embodiment, the short fuel rods 2 (fuel rod symbol 4) are arranged at the outermost peripheral portion of a square lattice arrangement having a soft neutron spectrum, so that the neutrons based on the MOX fuel conversion and the high burnup are obtained. Since the tendency of spectral hardening can be reduced, it is possible to prevent the absolute value of the void reactivity coefficient from increasing.

【００５９】（２）ガドリニア入りウラン燃料棒（燃料
棒記号６）の配置位置による第１の効果（中性子吸収効
果の減少） 一般に、ガドリニア等の可燃性毒物の燃焼は中性子スペ
クトルに強く依存しており、中性子平均エネルギーが低
く（中性子スペクトルが軟らかく）なるほど燃焼が進行
して中性子吸収効果が大きくなる一方、中性子スペクト
ルが硬くなるほど中性子吸収効果が小さくなるという性
質がある。本実施形態においては、ガドリニア入りウラ
ン燃料棒２（燃料棒記号６）をその中性子スペクトルが
柔らかい最外周部分に配置することにより、上記同様、
ＭＯＸ燃料化及び高燃焼度化に基づく中性子スペクトル
硬化傾向を緩和できることから、中性子吸収効果の減少
を防止することができる。このとき、特に高燃焼度化の
ためにプルトニウム富化度を増加させると燃料の反応度
が増大するため、可燃性毒物を混入する燃料棒の本数や
可燃性毒物量を増やす必要があり、その分、可燃性毒物
の燃え残りにより反応度が低下するが、本実施形態では
ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号６）を中性
子吸収効果の高い（すなわち反応度価値が高い）正方格
子状配列最外周部分に配置することにより、この燃え残
りによる燃料集合体全体の反応度低下を防止でき、これ
によって可燃性毒物入りウラン燃料棒２（燃料棒記号
５，６）のウラン濃縮度を低減できる。(2) First Effect (Reduction of Neutron Absorption Effect) by Arrangement of Gadolinia-Containing Uranium Fuel Rod (Fuel Rod Symbol 6) In general, the burning of burnable poisons such as gadolinia strongly depends on the neutron spectrum. The neutron absorption effect increases as the neutron average energy decreases (the neutron spectrum is softened) and the neutron absorption effect increases, while the neutron absorption effect decreases as the neutron spectrum hardens. In the present embodiment, the gadolinia-containing uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol 6) is arranged at the outermost periphery where the neutron spectrum is soft, so that
Since the tendency of neutron spectrum hardening based on the use of MOX fuel and high burnup can be reduced, it is possible to prevent the neutron absorption effect from decreasing. At this time, if the plutonium enrichment is increased, especially for high burnup, the reactivity of the fuel increases, so it is necessary to increase the number of fuel rods containing burnable poisons and the amount of burnable poisons. In this embodiment, the reactivity of the uranium fuel rods 2 containing gadolinia (fuel rod symbol 6) is arranged in a square lattice pattern having a high neutron absorption effect (that is, a high reactivity value). By arranging it at the outermost peripheral portion, it is possible to prevent the reactivity of the entire fuel assembly from decreasing due to the unburned residue, thereby reducing the uranium enrichment of the uranium fuel rods 2 containing burnable poisons (fuel rod symbols 5, 6). .

【００６０】（３）短尺燃料棒２（燃料棒記号４）の配
置位置による第２の効果（反応度損失や局所出力ピーキ
ング増大の抑制） 前述したように、一般に、短尺燃料棒を９行９列以上の
正方格子状配列の正方格子状配列の最外周部分における
４隅又は４隅隣接位置に配置した場合、反応度損失や短
尺燃料棒に隣接する燃料棒の局所出力ピーキングが大き
い値となることが知られており、特に高燃焼度化を図る
場合には、このような傾向がいっそう増長される。これ
をを用いて説明する。(3) Second Effect (Suppression of Reactivity Loss and Increase in Local Output Peaking) Depending on Arrangement Position of Short Fuel Rods 2 (Fuel Rod Symbol 4) As described above, generally, short fuel rods are arranged in nine rows and nine rows. When arranged at four corners or four corner adjacent positions in the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement of the square lattice arrangement of rows or more, the reactivity loss and the local output peaking of the fuel rod adjacent to the short fuel rod become large values. It is known that such a tendency is further increased particularly when high burnup is intended. The description will be made using this.

【００６１】図３は、前述した特開平５−２３２２７３
号公報に開示され公知となっているものであり、燃料棒
を９行９列以上の正方格子状に配列した燃料集合体にお
いて、短尺燃料棒を正方格子状配列の最外周部分に配置
した場合に、その配置位置が反応度及び局所出力ピーキ
ングに及ぼす影響を示したものである。検討した条件と
しては、図３中上部に示す構造の１０行１０列正方格子
状配列の燃料集合体（水ロッド３本が正方格子状配列中
央部の４行４列格子領域中の燃料棒１０本分の領域に配
置され、その他の領域に９０本の燃料棒が配置）で、最
外周部分の形成する４辺の各辺に１本ずつ、２つの対角
線に対して互いに対称となるように、合計４本の短尺燃
料棒を配置している。そしてそのときの短尺燃料棒配置
を、例えば４辺中図３の上辺でみて(1)〜(10)の位置に
それぞれ変更して配置（他の３つについては前述のよう
にこれに対応して２対角線に関し対称となるように配
置）し、各場合における短尺燃料棒より上部断面での中
性子無限増倍率（図中Ａで表す）、短尺燃料棒に隣接す
る燃料棒（以下、短尺隣接燃料棒という）の局所出力ピ
ーキング（図中Ｂで表す）、及びコーナー部（正方格子
状配列の４隅）に位置する燃料棒の局所出力ピーキング
（図中Ｃで表す）を示したものである。なお、中性子無
限増倍率Ａについては、短尺燃料棒が上記した図３中上
辺の(5)位置にあるときを基準としてそれとの反応度差
（すなわち相対値）で示している。また、短尺隣接燃料
棒局所出力ピーキングＢについては、短尺燃料棒がコー
ナー部に位置するときはそれに隣接する通常長さの燃料
棒、短尺燃料棒がコーナー部以外に位置するときはその
短尺燃料棒に図３中左側で隣接する通常長さの燃料棒の
局所出力ピーキング係数を示している。また、コーナー
部燃料棒局所出力ピーキングＣについては、その燃料棒
の局所出力ピーキング係数を示している。FIG. 3 is a cross-sectional view of the above-mentioned Japanese Patent Application Laid-Open No. 5-232273.
In a fuel assembly in which fuel rods are arranged in a square lattice of 9 rows and 9 columns or more, when short fuel rods are arranged at the outermost peripheral portion of a square lattice arrangement 2 shows the influence of the arrangement position on the reactivity and local output peaking. The conditions examined include a fuel assembly having a structure shown in the upper part of FIG. 3 and having a 10 × 10 square lattice array (three water rods are used for fuel rods 10 in a 4 × 4 grid region at the center of the square lattice array). And 90 fuel rods are arranged in the other areas), one on each of the four sides formed by the outermost peripheral portion, so as to be symmetric with respect to two diagonals. , A total of four short fuel rods are arranged. Then, the arrangement of the short fuel rods at that time is changed, for example, to positions (1) to (10) in the upper side of FIG. 3 out of four sides, respectively (the other three correspond to this as described above). Symmetrical with respect to the two diagonal lines), the neutron infinite multiplication factor (indicated by A in the figure) in the cross section above the short fuel rod in each case, the fuel rod adjacent to the short fuel rod (hereinafter, short adjacent fuel rod) 2 shows local output peaking (represented by B in the figure) of a fuel rod and local output peaking (represented by C in the figure) of a fuel rod located at a corner (four corners of a square lattice arrangement). The neutron infinite multiplication factor A is represented by a reactivity difference (that is, a relative value) with the short fuel rod at the position (5) on the upper side in FIG. For the local output peaking B of the short adjacent fuel rod, when the short fuel rod is located at the corner, the fuel rod of the normal length adjacent thereto is located. When the short fuel rod is located at other than the corner, the short fuel rod is located at the corner. FIG. 3 shows the local output peaking coefficient of the normal length fuel rod adjacent on the left side in FIG. Further, the local output peaking C of the fuel rod at the corner indicates the local output peaking coefficient of the fuel rod.

【００６２】図３において、短尺燃料棒がコーナー部
（(1)又は(10)の位置）にあるときは図３中(5)位置の場
合との反応度差は約０．４［％△ｋ］にもなり反応度損
失が大きく、燃料経済性の面で好ましくない。また短尺
隣接燃料棒の局所出力ピーキング係数も約１．３３と大
きいため、熱的余裕が低下する。In FIG. 3, when the short fuel rod is located at the corner (position (1) or (10)), the reactivity difference from the position (5) in FIG. 3 is about 0.4 [% △]. k], and the reactivity loss is large, which is not preferable in terms of fuel economy. Further, since the local output peaking coefficient of the short adjacent fuel rod is as large as about 1.33, the thermal margin is reduced.

【００６３】短尺燃料棒が正方格子状配列最外周部分で
コーナー部に隣接する(2)又は(9)の位置に移動すると、
図３中(5)位置の場合との反応度差は約０．２［％△
ｋ］となり反応度損失はある程度改善されるもののまだ
比較的大きく、短尺隣接燃料棒及びコーナー部燃料棒の
局所出力ピーキング係数はそれぞれ約１．３２及び約
１．７１とかなり大きい。When the short fuel rod moves to the position (2) or (9) adjacent to the corner at the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement,
The difference in reactivity between the position (5) in FIG.
k], and although the reactivity loss is improved to some extent, it is still relatively large, and the local output peaking coefficients of the short adjacent fuel rods and the corner fuel rods are considerably large at about 1.32 and about 1.71, respectively.

【００６４】これに対して、短尺燃料棒がさらに移動し
て(3)又は(8)の位置になると、図３中(5)位置の場合と
の反応度差は０．１［％△ｋ］以下となり反応度損失は
大幅に低減され、短尺隣接燃料棒及びコーナー部燃料棒
の局所出力ピーキング係数はそれぞれ約１．３０及び約
１．５２と低減される。この傾向はさらに各辺中点側に
向かって続き、(5)又は(6)位置になったときには、短尺
隣接燃料棒及びコーナー部燃料棒の局所出力ピーキング
係数はそれぞれ約１．２及び約１．４となる。On the other hand, when the short fuel rod further moves to the position (3) or (8), the difference in reactivity from the position (5) in FIG. ], The reactivity loss is greatly reduced, and the local output peaking coefficients of the short adjacent fuel rods and the corner fuel rods are reduced to about 1.30 and about 1.52, respectively. This tendency further continues toward the midpoint of each side. When the position (5) or (6) is reached, the local output peaking coefficients of the short adjacent fuel rod and the corner fuel rod are about 1.2 and about 1 respectively. .4.

【００６５】以上の結果より、燃料棒を９行９列以上の
正方格子状に配列した場合、反応度損失や短尺燃料棒隣
接燃料棒・４隅位置燃料棒の局所出力ピーキング増大を
抑制するためには、短尺燃料棒を、正方格子状配列の最
外周部分のうち４隅及びこの４隅に隣接する格子位置以
外の格子位置に配置すればよいことがわかる。From the above results, when the fuel rods are arranged in a square grid of 9 rows and 9 columns or more, the reactivity loss and the increase in local output peaking of the fuel rods adjacent to the short fuel rod and the fuel rods at the four corners are suppressed. It can be seen that the short fuel rods need only be arranged at the four outermost peripheral portions of the square lattice arrangement and at lattice positions other than the lattice positions adjacent to the four corners.

【００６６】本実施形態においては、前述のように、短
尺ＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号４）を、正方格子状配列
最外周部分のなす４辺の各辺中点位置に配置する。これ
により、上記の弊害を防止し、反応度損失や短尺燃料棒
隣接燃料棒・４隅位置燃料棒の局所出力ピーキング増大
を抑制することができる。In this embodiment, as described above, the short MOX fuel rods 2 (fuel rod symbols 4) are arranged at the midpoints of the four sides of the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement. As a result, the above-mentioned adverse effects can be prevented, and the loss of reactivity and the increase in local output peaking of the fuel rods adjacent to the short fuel rods / the four corner fuel rods can be suppressed.

【００６７】（４）その他の効果 ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号６）の配
置位置による第２の効果（短尺隣接燃料棒出力抑制） 上記（１）のように短尺燃料棒２（燃料棒記号４）を正
方格子状配列最外周部分に配置した場合、燃料集合体１
の上部においてその短尺燃料棒２（燃料棒記号４）の格
子位置には燃料棒が存在しなくなるため、隣接する通常
長さの燃料棒２の局所出力がその燃料集合体１上部で大
きくなる傾向となる。(4) Other Effects Second Effect (Suppression of Short Adjacent Fuel Rod Output) Depending on Arrangement Position of Gadolinia-Containing Uranium Fuel Rod 2 (Fuel Rod Symbol 6) As described in (1) above, the short fuel rod 2 (fuel When the bar symbol 4) is arranged at the outermost peripheral portion of the square lattice array, the fuel assembly 1
There is no fuel rod at the lattice position of the short fuel rod 2 (fuel rod symbol 4) at the upper part of the fuel assembly 1, so that the local output of the adjacent normal length fuel rod 2 tends to be larger at the upper part of the fuel assembly 1. Becomes

【００６８】そこで、本実施形態においては、ガドリニ
ア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号６）を、正方格子状
配列最外周部分のうち短尺燃料棒２（燃料棒記号４）に
隣接する格子位置に配置することにより、ＭＯＸ燃料棒
を配置する場合に比べてその隣接位置燃料棒の出力増大
を抑制することができる。Therefore, in the present embodiment, the uranium fuel rod 2 containing gadolinia (fuel rod symbol 6) is moved to a lattice position adjacent to the short fuel rod 2 (fuel rod symbol 4) in the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement. By arranging, it is possible to suppress an increase in the output of the fuel rod adjacent to the MOX fuel rod as compared with the case where the MOX fuel rod is arranged.

【００６９】短尺燃料棒２（燃料棒記号４）の配置位
置による第３の効果（富荷度種類数低減） 上記（１）で説明したように、一般に、沸騰水型原子炉
の燃料集合体においては、正方格子状配列最外周部分の
燃料棒は熱中性子束が大きくなる。その最外周の中で
も、正方格子状配列の隅になるほど大きな水ギャップ領
域が近くに存在することから、熱中性子束は、正方格子
状配列の４隅位置が最も大きく、４隅より離れて正方格
子状配列最外周部分が形成する４辺の各辺中点に向かう
につれて低減する傾向を示す。The third effect (reduction of the number of types of richness) depending on the position of the short fuel rods 2 (fuel rod symbol 4) As described in the above (1), generally, the fuel assembly of the boiling water reactor is generally used. In (2), the thermal neutron flux of the fuel rods at the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement becomes large. In the outermost periphery, the water neutron flux is located near the corners of the square lattice array, so the thermal neutron flux is the largest at the four corners of the square lattice array. It shows a tendency to decrease as it goes toward the midpoint of each of the four sides formed by the outermost peripheral portion of the pattern arrangement.

【００７０】このような熱中性子束の差に応じ、通常、
ＭＯＸ燃料集合体では、局所出力ピーキングを減少して
出力分布の平坦化を図り熱的余裕を確保する観点から、
水に近い燃料棒のプルトニウム富化度を比較的低くし、
水から遠い燃料棒のプルトニウム富化度を比較的高くす
る等の富化度分布をつけることが行われる。このとき、
正方格子状配列の最外周では、上記の熱中性子束の特性
に対応して、少なくとも４隅位置のＭＯＸ燃料棒のプル
トニウム富荷度を最も低い富荷度とする一方、正方格子
状配列最外周部分が形成する４辺の各辺中点の格子位置
（又は中点位置とその隣接位置の場合もある）の燃料棒
を最外周部分配列燃料棒の中では最も高い富荷度とし、
正方格子状配列最外周部分のうち残りの格子位置のＭＯ
Ｘ燃料棒をそれらの中間の富荷度とし、すなわち最外周
部分配列燃料棒として合計で少なくとも３種類のプルト
ニウム富荷度とすることが多い。According to such a difference in thermal neutron flux, usually,
In the MOX fuel assembly, from the viewpoint of reducing local output peaking, flattening the output distribution, and securing thermal margin,
Make the plutonium enrichment of fuel rods close to water relatively low,
The enrichment distribution, such as making the plutonium enrichment of a fuel rod far from water relatively high, is performed. At this time,
At the outermost periphery of the square lattice array, the plutonium abundance of the MOX fuel rods at least at the four corner positions is set to the lowest abundance, while the outermost periphery of the square lattice arrangement corresponds to the characteristics of the thermal neutron flux described above. The fuel rod at the grid position of the midpoint of each of the four sides formed by the portion (or the midpoint position and the position adjacent to the midpoint position in some cases) has the highest abundance in the outermost partial array fuel rods,
MO of the remaining lattice position in the outermost peripheral part of the square lattice arrangement
Often, the X fuel rods have intermediate richness, that is, at least three plutonium richnesses as the outermost partially arrayed fuel rods.

【００７１】ところで、ＭＯＸ燃料集合体の場合、燃料
の成型加工工程を複雑にしないためあるいはコストダウ
ンの観点から、ＭＯＸ燃料棒のプルトニウム富化度の種
類は極力低減することが望まれている。In the case of the MOX fuel assembly, it is desired that the type of plutonium enrichment of the MOX fuel rod be reduced as much as possible in order not to complicate the molding process of the fuel or from the viewpoint of cost reduction.

【００７２】そこで、本実施形態においては、短尺ＭＯ
Ｘ燃料棒２（燃料棒記号４）を、正方格子状配列の形成
する４辺の各辺中点の格子位置に配置することにより、
この位置の局所出力を低減できる。そして、この短尺Ｍ
ＯＸ燃料棒２（燃料棒記号４）を３種類の富荷度のうち
中間の富荷度とすることにより、前述のようにこの格子
位置のために別途もう１種類の富荷度が必要であったの
を省略することができるので、富荷度種類数を１種類低
減することができ、最外周部分配列燃料棒として２種類
のプルトニウム富荷度（富荷度Ｂ，Ｃ）、全体で合計３
種類のプルトニウム富荷度（富荷度Ａ，Ｂ，Ｃ）とする
ことができる。Therefore, in this embodiment, the short MO
By arranging the X fuel rods 2 (fuel rod symbols 4) at the grid positions at the midpoints of the four sides of the square grid array,
The local output at this position can be reduced. And this short M
By setting the OX fuel rod 2 (fuel rod symbol 4) to an intermediate richness among the three richnesses, another richness is required separately for this lattice position as described above. The number of types of richness can be reduced by one, and two types of plutonium richness (richness B, C) as the outermost partially arranged fuel rods can be omitted. Total 3
Plutonium richness (richness A, B, C).

【００７３】ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒
記号５）の配置による効果 本実施形態においては、高燃焼度化で増大した反応度を
抑制するために、ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料
棒記号６）に加えてガドリニア入りウラン燃料棒２（燃
料棒記号５）も設けられているが、この可燃性毒物入り
ウラン燃料棒２（燃料棒記号５）を中性子スペクトルが
柔らかい水ロッド３に隣接する格子位置に配置してい
る。これにより、上記（２）で説明したのと同様の原理
で、これらのガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記
号６）についても、中性子吸収効果の減少を防止するこ
とができる。Effect of Arrangement of Gadolinia-Containing Uranium Fuel Rod 2 (Fuel Rod Symbol 5) In the present embodiment, in order to suppress the reactivity that has increased due to the high burnup, the gadolinia-containing uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol 5) is used. In addition to 6), a uranium fuel rod 2 containing gadolinia (fuel rod symbol 5) is also provided. This uranium fuel rod 2 containing burnable poisons (fuel rod symbol 5) is adjacent to a water rod 3 having a soft neutron spectrum. It is arranged at the grid position. This makes it possible to prevent the neutron absorption effect of these gadolinia-containing uranium fuel rods 2 (fuel rod symbol 6) from being reduced by the same principle as described in the above (2).

【００７４】したがって、燃料集合体１全体としてガド
リニアによる反応度抑制効果を向上することができるの
で、ガドリニアの燃え残りによる燃料集合体１全体の反
応度低下をさらに防止でき、ガドリニア入りウラン燃料
棒の濃縮度Ｄ，Ｅをさらに低減できる。Therefore, the reactivity of gadolinia can be reduced as a whole in the fuel assembly 1, and the reactivity of the entire fuel assembly 1 can be prevented from lowering due to unburned gadolinia. Concentrations D and E can be further reduced.

【００７５】なお、ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃
料棒記号５）の本数は本実施形態では４本であるが、水
ロッド３の本数や形状、あるいは燃料集合体の配置され
る炉心のタイプ（いわゆるＤ格子炉心かＣ格子炉心か
等）、さらに高燃焼度化の程度などに応じ、適宜の本
数、すなわち少なくとも１本を設ければよいことは言う
までもない。Although the number of gadolinia-containing uranium fuel rods 2 (fuel rod symbol 5) is four in this embodiment, the number and shape of the water rods 3 or the type of the core in which the fuel assemblies are disposed ( It goes without saying that an appropriate number, that is, at least one, may be provided according to the so-called D-lattice core or C-lattice core) and the degree of higher burnup.

【００７６】ＭＯＸ装荷率増大 前述したように、近年、経済性の向上の観点から高燃焼
度化が図られているが、同様に経済性向上の観点からＭ
ＯＸ燃料の炉心への装荷率増加が考えられている。とこ
ろが、高燃焼度化の際に増大した反応度を抑制するため
には、可燃性毒物を混入するウラン燃料棒の本数を増加
させる必要があり、ＭＯＸ燃料装荷率が低減してしまう
傾向となる。また、前述したようにＭＯＸ燃料のプルト
ニウム富化度を増加させると中性子スペクトルの硬化が
さらに増す傾向となるため、これによっても可燃性毒物
入りウラン燃料棒の本数を増加させる必要が生じ、ＭＯ
Ｘ燃料装荷率が低減する。したがって、ＭＯＸ燃料集合
体において高燃焼度化・ＭＯＸ燃料装荷率増大により経
済性向上を図りつつ余剰反応度を制御するためには、な
るべく少ない数の可燃性毒物入り燃料棒を効果的な位置
に配置する必要がある。Increase in MOX Loading Rate As described above, in recent years, high burnup has been attempted from the viewpoint of improving economic efficiency.
An increase in the loading rate of the OX fuel into the core is considered. However, in order to suppress the increased reactivity at the time of high burnup, it is necessary to increase the number of uranium fuel rods containing burnable poisons, and the MOX fuel loading rate tends to decrease. . As described above, if the plutonium enrichment of the MOX fuel is increased, the hardening of the neutron spectrum tends to be further increased. Therefore, it is necessary to increase the number of uranium fuel rods containing burnable poisons.
X fuel loading rate is reduced. Therefore, in order to control the surplus reactivity while improving the economy by increasing the burnup and increasing the MOX fuel loading rate in the MOX fuel assembly, the fuel rods containing the burnable poison as few as possible should be placed in effective positions. Need to be placed.

【００７７】ここで、本実施形態においては、上記
（２）で述べたように、可燃性毒物入りウラン燃料棒２
（燃料棒記号５，６）を、中性子吸収効果が効果的に発
揮される中性子スペクトルが柔らかい位置に配置するの
で、その本数を必要最小限にすることができる。したが
って、例えば取り出し平均燃焼度４０ＧＷｄ／ｔ以上と
いった高燃焼度化を図る場合にも、可燃性毒物入りウラ
ン燃料棒の本数を十分に低減し、ＭＯＸ燃料装荷率を大
きく確保することができる。Here, in the present embodiment, as described in the above (2), the uranium fuel rod 2 containing burnable poisons is used.
Since the fuel rod symbols (5, 6) are arranged at positions where the neutron spectrum at which the neutron absorption effect is effectively exerted is soft, the number thereof can be minimized. Therefore, even in the case of achieving a high burnup such as an average burnout of 40 GWd / t or more, the number of uranium fuel rods containing burnable poisons can be sufficiently reduced, and a large MOX fuel loading rate can be secured.

【００７８】（５）上記効果の具体例 上記効果のうちいくつかの具体的な一例を、２つの比較
例を用いて説明する。(5) Specific Examples of the Above Effects Some specific examples of the above effects will be described using two comparative examples.

【００７９】（５−Ａ）第１比較例の構成 図４（ａ）は、ほぼ従来構造に相当する第１比較例によ
る燃料集合体の横断面図であり、上記実施形態の図１
（ａ）に相当する図である。また、図４（ｂ）は、第１
比較例による燃料集合体における各種燃料棒の軸方向プ
ルトニウム富化度・ウラン濃縮度分布を表す説明図であ
り、上記実施形態の図１（ｂ）に相当する図である。上
記実施形態と同等の部分には同一の符号を付し、説明を
省略する。(5-A) Configuration of First Comparative Example FIG. 4A is a cross-sectional view of a fuel assembly according to a first comparative example, which is substantially equivalent to a conventional structure.
It is a figure corresponding to (a). FIG. 4 (b) shows the first
FIG. 4 is an explanatory diagram illustrating the distribution of plutonium enrichment and uranium enrichment in the axial direction of various fuel rods in a fuel assembly according to a comparative example, and is a diagram corresponding to FIG. 1B of the embodiment. The same parts as those in the above embodiment are denoted by the same reference numerals, and description thereof will be omitted.

【００８０】第１比較例による燃料集合体は、基本的な
構造は図２に示した上記実施形態の燃料集合体１と同様
であり、各燃料棒２のペレット種類及び燃料有効長、ま
た燃料棒２の配置位置が異なっているのみである。The basic structure of the fuel assembly according to the first comparative example is the same as that of the fuel assembly 1 of the above-described embodiment shown in FIG. Only the arrangement position of the bar 2 is different.

【００８１】すなわち、図１（ａ）及び図１（ｂ）にお
いて、全部で７４本が９行９列の正方格子状に配列され
ている燃料棒２は、ペレットの種類や燃料有効長が互い
に異なる６種類が配置されており、それぞれ燃料棒記号
１ａ，２ａ，３ａ，４ａ，５ａ，６ａで表す。That is, in FIGS. 1 (a) and 1 (b), the fuel rods 2 in which a total of 74 rods are arranged in a square grid of 9 rows and 9 columns have different types of pellets and effective fuel lengths. Six different types are arranged, and are represented by fuel rod symbols 1a, 2a, 3a, 4a, 5a, 6a, respectively.

【００８２】燃料棒記号１ａ，２ａ，３ａ，４ａ，５ａ
の燃料棒２はＭＯＸ燃料棒であり、燃料棒記号１ａ，２
ａ，３ａ，４ａの燃料棒２のプルトニウム富化度は、図
４（ｂ）に示すように、燃料有効長の全域（下端基準０
／２４ノード〜２３／２４ノード部分）において軸方向
に一様に、それぞれＡ′［ｗｔ％］，Ｂ′［ｗｔ％］，
Ｃ′［ｗｔ％］，Ｄ′［ｗｔ％］（但しＡ′＞Ｂ′＞
Ｃ′＞Ｄ′）となっている。また燃料棒記号５ａの燃料
棒は短尺燃料棒であり、プルトニウム富化度は、その燃
料有効長の全域（下端基準１／２４ノード〜１５／２４
ノード部分）において軸方向に一様にＢ′［ｗｔ％］と
なっている。Fuel rod symbols 1a, 2a, 3a, 4a, 5a
Is a MOX fuel rod, and fuel rod symbols 1a, 2
As shown in FIG. 4B, the plutonium enrichment of the fuel rods 2a, 3a, and 4a ranges over the entire active fuel length (lower reference 0).
/ 24 node to 23/24 node), A ′ [wt%], B ′ [wt%],
C '[wt%], D' [wt%] (however, A '>B'>
C ′> D ′). The fuel rod with the fuel rod symbol 5a is a short fuel rod, and the plutonium enrichment is in the whole area of the active fuel length (1/24 node to 15/24 based on the lower end).
B ′ [wt%] in the axial direction at the node portion).

【００８３】燃料棒記号６ａの燃料棒２はガドリニア入
りウラン燃料棒であり、そのウラン濃縮度は、図４
（ｂ）に示すように、燃料有効長の全域（下端基準０／
２４ノード〜２４／２４ノード部分）において軸方向に
一様にＥ′［ｗｔ％］となっている。またガドリニア濃
度は、Ｆ′［ｗｔ％］となっている。The fuel rod 2 having the fuel rod symbol 6a is a uranium fuel rod containing gadolinia, and its uranium enrichment is shown in FIG.
As shown in (b), the entire area of the active fuel length (lower reference 0 /
E ′ [wt%] is uniform in the axial direction at 24 nodes to 24/24 node portion). The gadolinia concentration is F ′ [wt%].

【００８４】このような燃料棒２は、図１（ｂ）に示す
ように、燃料棒記号１ａが１６本、燃料棒記号２ａが１
２本、燃料棒記号３ａが１６本、燃料棒記号４ａが４
本、燃料棒記号５ａが８本、燃料棒記号６ａが１８本、
それぞれ図４（ａ）に示すように配置されている。As shown in FIG. 1B, such fuel rods 2 have 16 fuel rod symbols 1a and 1 fuel rod symbol 2a.
2 fuel rod symbols 3a 16 fuel rod symbols 4a 4
Book, 8 fuel rod symbols 5a, 18 fuel rod symbols 6a,
Each is arranged as shown in FIG.

【００８５】すなわち、短尺ＭＯＸ燃料棒である燃料棒
記号５ａの燃料棒２は、正方格子状配列の最外周部分を
含みその最外周部分から２層目が形成する４辺の４隅及
び各辺中点の格子位置にそれぞれ１本ずつ合計８本が配
置されている。また、ガドリニア入りウラン燃料棒であ
る燃料棒記号６ａの燃料棒２は、正方格子状配列の上記
２層目のうち上記燃料棒記号５ａの燃料棒２の両側隣接
位置にそれぞれ２本ずつ計８本、最外周部分から３層目
が形成する４辺の４隅及び各辺中点の格子位置にそれぞ
れ１本ずつ計８本、最外周部分から４層目に相当する水
ロッド３，３の両方に隣接する位置に２本、合計１８本
が配置されている。That is, the fuel rod 2 of the fuel rod symbol 5a, which is a short MOX fuel rod, includes the outermost peripheral portion of the square lattice-like arrangement, and the four corners and the four sides formed by the second layer from the outermost peripheral portion. A total of eight lines are arranged, one at each grid position at the midpoint. The fuel rods 2 with the fuel rod symbol 6a, which are gadolinia-containing uranium fuel rods, have a total of eight fuel rods at two positions adjacent to the fuel rods 2 with the fuel rod symbol 5a in the second layer of the square lattice arrangement. The water rods 3, 3 corresponding to the fourth layer from the outermost peripheral portion, eight each one at each of the four corners of the four sides formed by the third layer from the outermost peripheral portion and the grid point at the midpoint of each side. Two lines, a total of 18 lines, are arranged at positions adjacent to both.

【００８６】そして、上記以外の格子位置には、燃料有
効長が通常のＭＯＸ燃料棒である燃料棒記号１ａ，２
ａ，３ａ，４ａの燃料棒２が配置されている。すなわ
ち、それらのうち、プルトニウム富化度が最も低い（富
荷度Ｄ′）燃料棒記号４ａの燃料棒２が正方格子状配列
の４隅にそれぞれ合計４本が配置されている。そして、
正方格子状配列の最外周部分のうちその燃料棒２（燃料
棒記号４）に隣接する２つの位置及びさらにその位置か
ら同方向にそれぞれ隣接する２つの位置には、プルトニ
ウム富化度が２番目に低い（富荷度Ｃ′）燃料棒記号３
ａの燃料棒２が合計１６本配置されている。さらに、最
外周部分が形成する各辺中点の格子位置及び最外周部分
においてその両側に隣接する位置には、プルトニウム富
化度が２番目に低い（富荷度Ｂ′）燃料棒記号２ａの燃
料棒２がそれぞれ３本ずつ合計１２本配置されている。The fuel rod symbols 1a, 2a whose effective fuel length is a normal MOX fuel rod are located at the other lattice positions.
a, 3a, and 4a are disposed. That is, among them, a total of four fuel rods 2 having the lowest plutonium enrichment (richness D ') are indicated at the four corners of the square lattice-shaped array, each having the fuel rod symbol 4a. And
The two positions adjacent to the fuel rod 2 (fuel rod symbol 4) and two positions adjacent to the fuel rod 2 in the same direction from the position in the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement have the second plutonium enrichment. Low (richness C ') fuel rod symbol 3
A total of 16 fuel rods 2 are arranged. Further, the lattice position of the midpoint of each side formed by the outermost peripheral portion and positions adjacent to both sides of the outermost peripheral portion are the fuel rod symbols 2a having the second lowest plutonium enrichment (richness B '). A total of twelve fuel rods 2 are arranged, three each.

【００８７】なお、ここまで述べたＭＯＸ短尺燃料棒２
（燃料棒記号５ａ）、ガドリニア入りウラン燃料棒２
（燃料棒記号６ａ）、及びＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号
２ａ，３ａ，４ａ）以外の位置には、すべてプルトニウ
ム富荷度が最も低い（富荷度Ａ′）燃料棒記号１ａの燃
料棒２が配置されている。The MOX short fuel rod 2 described so far
(Fuel rod symbol 5a), uranium fuel rod 2 containing gadolinia
(Fuel rod symbol 6a) and MOX fuel rods 2 (fuel rod symbols 2a, 3a, 4a), all of the fuel rods with fuel rod symbol 1a having the lowest plutonium richness (richness A '). 2 are arranged.

【００８８】（５−Ｂ）第２比較例の構成 図５（ａ）は、第２比較例による燃料集合体の横断面図
であり、上記実施形態の図１（ａ）、上記第１比較例の
図４（ａ）に相当する図である。また、図５（ｂ）は、
第２比較例による燃料集合体における各種燃料棒の軸方
向プルトニウム富化度・ウラン濃縮度分布を表す説明図
であり、上記実施形態の図１（ｂ）、上記第１比較例の
図４（ｂ）に相当する図である。上記実施形態及び第１
比較例と同等の部分には同一の符号を付し、説明を省略
する。(5-B) Configuration of the Second Comparative Example FIG. 5A is a cross-sectional view of a fuel assembly according to a second comparative example, and FIG. FIG. 5 is a diagram corresponding to FIG. 4A of the example. FIG. 5 (b)
FIG. 4 is an explanatory diagram showing the distribution of plutonium enrichment and uranium enrichment in the axial direction of various fuel rods in a fuel assembly according to a second comparative example, and FIG. 1B of the embodiment and FIG. It is a figure corresponding to b). First Embodiment and First Embodiment
The same parts as those of the comparative example are denoted by the same reference numerals, and description thereof will be omitted.

【００８９】第２比較例による燃料集合体は、基本的な
構造と各燃料棒２のペレット種類及び燃料有効長は上記
第１比較例と同様であり、燃料棒２の配置が一部異なっ
ているのみである。The fuel assembly according to the second comparative example has the same basic structure, pellet type and effective fuel length of each fuel rod 2 as the first comparative example, and the arrangement of the fuel rods 2 is partially different. There is only.

【００９０】すなわち、図５（ｂ）において、第２比較
例の燃料棒配置が図４（ａ）に示した第１比較例の燃料
棒配置と異なる点は、第１に、正方格子状配列の最外周
部分が形成する４辺の各辺中点の格子位置にある４本の
ＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号２ａ）と、その内側に隣接
する（言い換えれば正方格子状配列の最外周部分を含み
最外周から２層目が形成する４辺の各辺中点の格子位置
にある）４本の短尺ＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号５ａ）
とを、互いに場所を入れ替えた点である。That is, in FIG. 5B, the fuel rod arrangement of the second comparative example is different from the fuel rod arrangement of the first comparative example shown in FIG. The four MOX fuel rods 2 (fuel rod symbols 2a) located at the lattice positions of the midpoints of the four sides formed by the outermost peripheral portions of the four sides are adjacent to the inside (in other words, the outermost peripheral portions of the square lattice arrangement). (At the lattice position of the midpoint of each side of the four sides formed by the second layer from the outermost periphery) (four short MOX fuel rods 2 (fuel rod symbol 5a)
Is that the places are interchanged with each other.

【００９１】そして第２に、正方格子状配列の最外周部
分を含み最外周から２層目が形成する４辺の４隅にある
４本の短尺ＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号５ａ）を、通常
長さのＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号３ａ）に置き換えた
点である。これにより、図５（ｂ）に示すように、短尺
ＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号５ａ）の本数が第１比較例
より４本減って合計４本となり、ＭＯＸ燃料棒２（燃料
棒記号３ａ）の本数が第１比較例より４本増えて合計２
０本となっている。Secondly, four short MOX fuel rods 2 (fuel rod symbols 5a) at the four corners of the four sides formed by the second layer from the outermost circumference, including the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement, The point is that the MOX fuel rod 2 is replaced with a normal length MOX fuel rod 2 (fuel rod symbol 3a). As a result, as shown in FIG. 5B, the number of short MOX fuel rods 2 (fuel rod symbol 5a) is reduced by four from the first comparative example to a total of four, and the MOX fuel rod 2 (fuel rod symbol 3a) is reduced to four. ) Is four more than in the first comparative example, for a total of two.
It is 0.

【００９２】（５−Ｃ）本実施形態と第１及び第２比較
例との対比 本実施形態、第１比較例、及び第２比較例の各燃料集合
体の仕様を図６に示し、また各燃料集合体のボイド反応
度係数及びＭＯＸ燃料装荷量（インベントリ）を相対値
で比較したものを図７に示す。(5-C) Comparison of this embodiment with first and second comparative examples FIG. 6 shows the specifications of each fuel assembly of the present embodiment, the first comparative example, and the second comparative example. FIG. 7 shows a comparison of the void reactivity coefficient and the MOX fuel loading (inventory) of each fuel assembly by relative values.

【００９３】これら図６及び図７において、従来技術に
ほぼ相当する第１比較例（図４（ａ）及び図４（ｂ））
では、短尺燃料棒２（燃料棒記号５ａ）が中性子スペク
トルが比較的硬い正方格子状配列の最外周部分から２層
目に配置されているため、ＭＯＸ燃料化及び高燃焼度化
に基づく中性子スペクトル硬化傾向を緩和できず、ボイ
ド反応度係数の絶対値は比較的高い。また、可燃性毒物
入り燃料棒２（燃料棒記号６ａ）に関しても、中性子ス
ペクトルが柔らかい正方格子状配列の最外周部分に配置
していないため、上記中性子スペクトル硬化傾向による
中性子吸収効果の減少を防止できない。そのため、高燃
焼度化の際に増大した反応度を抑制するために、可燃性
毒物入りウラン燃料棒（燃料棒記号６ａ）が１８本必要
であり、その分ＭＯＸ燃料装荷率が比較的低い。FIGS. 6 and 7 show a first comparative example (FIGS. 4A and 4B) substantially corresponding to the prior art.
In this example, since the short fuel rod 2 (fuel rod symbol 5a) is arranged in the second layer from the outermost peripheral portion of the square lattice array in which the neutron spectrum is relatively hard, the neutron spectrum based on the conversion to MOX fuel and high burnup The curing tendency cannot be reduced, and the absolute value of the void reactivity coefficient is relatively high. Further, the neutron spectrum of the burnable poison-containing fuel rod 2 (fuel rod symbol 6a) is not arranged at the outermost periphery of the soft square lattice arrangement, so that the neutron absorption effect due to the neutron spectrum hardening tendency is prevented. Can not. Therefore, in order to suppress the reactivity increased at the time of increasing the burn-up, 18 burnable poison-containing uranium fuel rods (fuel rod symbol 6a) are required, and the MOX fuel loading rate is relatively low accordingly.

【００９４】次に、第２比較例では、上記２層目に配置
されていた８本の短尺燃料棒２（燃料棒記号５ａ）に代
わって、中性子スペクトルが柔らかい正方格子状配列の
最外周部分の各辺中点格子位置に４本の短尺燃料棒２
（燃料棒記号５ａ）を配置することにより、第１比較例
よりもボイド反応度係数の絶対値が約３％低減される。
しかしながら、可燃性毒物入り燃料棒２（燃料棒記号６
ａ）については、依然として正方格子状配列の最外周部
分に配置していないため上記中性子吸収効果の減少を防
止できず、可燃性毒物入りウラン燃料棒（燃料棒記号６
ａ）が第１比較例同様１８本必要である。但し、短尺燃
料棒２（燃料棒記号５ａ）の本数が上述のように４本減
少しているため、その分通常長さのＭＯＸ燃料棒２（燃
料棒記号１ａ，２ａ，３ａ，４ａ）の本数合計が４本増
えて５２本となる分、ＭＯＸ燃料装荷率が第１比較例よ
りは若干向上している。すなわち、燃料集合体１体当た
りのＵ＋Ｐｕのインベントリは第１比較例の１６６ｋｇ
から１７０ｋｇへ増加し、またＰｕのインベントリは第
１比較例の８．３ｋｇから９．２ｋｇへと約１１％増加
している。Next, in the second comparative example, in place of the eight short fuel rods 2 (fuel rod symbol 5a) arranged in the second layer, the outermost peripheral portion of the square lattice-like array having a soft neutron spectrum was used. 4 short fuel rods 2 at the midpoint grid position on each side
By arranging the fuel rod symbol 5a, the absolute value of the void reactivity coefficient is reduced by about 3% as compared with the first comparative example.
However, the burnable poisoned fuel rod 2 (fuel rod symbol 6
Regarding a), the neutron absorption effect cannot be prevented from decreasing because it is not yet arranged at the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement.
a) requires 18 lines as in the first comparative example. However, since the number of short fuel rods 2 (fuel rod symbol 5a) is reduced by four as described above, the MOX fuel rods 2 of normal length (fuel rod symbols 1a, 2a, 3a, 4a) are correspondingly reduced. The MOX fuel loading rate is slightly higher than that of the first comparative example because the total number of fuel cells increases by four to 52 fuel cells. That is, the inventory of U + Pu per fuel assembly is 166 kg of the first comparative example.
From 170 kg to 170 kg, and the inventory of Pu increased by about 11% from 8.3 kg of the first comparative example to 9.2 kg.

【００９５】これらに対して、本実施形態の燃料集合体
１においては、まず上記第２比較例同様、中性子スペク
トルが柔らかい正方格子状配列の最外周部分の各辺中点
格子位置に４本の短尺燃料棒２（燃料棒記号５ａ）を配
置することにより、第１比較例よりもボイド反応度係数
の絶対値を約３％低減することができる。On the other hand, in the fuel assembly 1 of the present embodiment, as in the second comparative example, first, four neutron spectra are provided at the midpoint lattice positions on each side of the outermost peripheral portion of the square lattice array having a soft neutron spectrum. By arranging the short fuel rods 2 (fuel rod symbol 5a), the absolute value of the void reactivity coefficient can be reduced by about 3% as compared with the first comparative example.

【００９６】そしてこれに加え、可燃性毒物入りウラン
燃料棒２（燃料棒記号５，６）を、中性子吸収効果が効
果的に発揮される中性子スペクトルが柔らかい位置（短
尺燃料棒及び水ロッドの隣接位置）に配置することによ
り、中性子吸収効果を向上することができる。これによ
り、可燃性毒物入りウラン燃料棒２（燃料棒記号５，
６）の本数を合計１２本とし、第１の及び第２比較例よ
り６本低減できる。また、上記第２比較例と同様、短尺
燃料棒２（燃料棒記号４）の本数が第１比較例よりは４
本減少している。これらにより、通常長さのＭＯＸ燃料
棒２（燃料棒記号１，２，３）の本数合計が第１比較例
より１０本増え、第２比較例よりも６本増えて５８本と
なり、その分ＭＯＸ燃料装荷率が第１比較例から大きく
向上している（第２比較例よりもさらに向上してい
る）。すなわち、燃料集合体１体当たりのＵ＋Ｐｕのイ
ンベントリは第１比較例の１６６ｋｇより大きい（第２
比較例と同じ）１７０ｋｇとなり、Ｐｕのインベントリ
は第１比較例の８．３ｋｇに比べて約１９％増加してい
る。In addition to this, the uranium fuel rods 2 containing burnable poisons (fuel rod symbols 5 and 6) are placed in a position where the neutron spectrum where the neutron absorption effect is effectively exerted is soft (adjacent to the short fuel rod and the water rod). Position), it is possible to improve the neutron absorption effect. Thereby, the uranium fuel rod 2 containing the burnable poison (fuel rod symbol 5,
The number of 6) is set to 12 in total, which can be reduced by 6 compared to the first and second comparative examples. Also, as in the second comparative example, the number of short fuel rods 2 (fuel rod symbol 4) is four times greater than in the first comparative example.
Book is decreasing. As a result, the total number of the MOX fuel rods 2 (fuel rod symbols 1, 2, 3) of the normal length is increased by 10 from the first comparative example, and increased by 6 from the second comparative example to 58, which is equivalent to that. The MOX fuel loading rate is greatly improved from the first comparative example (further improved than the second comparative example). That is, the inventory of U + Pu per fuel assembly is larger than 166 kg of the first comparative example (the second comparative example).
(Same as the comparative example) is 170 kg, and the inventory of Pu is increased by about 19% as compared with the 8.3 kg of the first comparative example.

【００９７】以上説明したように、本実施形態の燃料集
合体１によれば、例えば取り出し平均燃焼度４０ＧＷｄ
／ｔ以上といった高燃焼度化を図る場合にも、反応度損
失や短尺燃料棒隣接燃料棒の局所出力ピーキング増大を
抑制しつつ、ボイド反応度係数の絶対値の増大や可燃性
毒物の中性子吸収効果減少を防止できるので、軸方向出
力分布を平均化することができる。As described above, according to the fuel assembly 1 of the present embodiment, for example, the average burn-out of 40 GWd
/ T or more, it is possible to increase the absolute value of the void reactivity coefficient and neutron absorption of burnable poisons while suppressing reactivity loss and increase in local output peaking of fuel rods adjacent to short fuel rods. Since the effect reduction can be prevented, the axial power distribution can be averaged.

【００９８】なお、上記第１の実施形態においては、短
尺ＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号４）を、正方格子状配列
最外周部分のなす４辺の各辺中点位置に配置したが、上
記（３）で説明した内容からも明らかなように、本発明
の基本的な効果である上記（１）（２）（３）を得る限
りにおいては、このような配置に限られない。すなわ
ち、短尺ＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号４）は、正方格子
状配列の最外周部分のうち４隅及びこの４隅に隣接する
格子位置以外の格子位置に配置すれば足りる。In the first embodiment, the short MOX fuel rods 2 (fuel rod symbols 4) are arranged at the midpoints of the four sides of the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement. As is clear from the content described in (3), the arrangement is not limited to such an arrangement as long as the above-described (1), (2), and (3), which are the basic effects of the present invention, are obtained. That is, it is sufficient that the short MOX fuel rods 2 (fuel rod symbols 4) are arranged at grid positions other than the four corners and the grid positions adjacent to the four corners in the outermost peripheral portion of the square grid array.

【００９９】本発明の第２の実施形態を図８（ａ）及び
図８（ｂ）により説明する。A second embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. 8A and 8B.

【０１００】図８（ａ）は、本実施形態による燃料集合
体の横断面図であり、上記第１の実施形態の図１（ａ）
に相当する図である。また、図８（ｂ）は、本実施形態
による燃料集合体における各種燃料棒の軸方向プルトニ
ウム富化度・ウラン濃縮度分布を表す説明図であり、上
記第１の実施形態の図１（ｂ）に相当する図である。上
記第１の実施形態と同等の部分には同一の符号を付し、
説明を省略する。FIG. 8A is a cross-sectional view of the fuel assembly according to the present embodiment, and FIG. 1A of the first embodiment.
FIG. FIG. 8B is an explanatory diagram showing the distribution of plutonium enrichment and uranium enrichment in the axial direction of various fuel rods in the fuel assembly according to the present embodiment, and FIG. 1B of the first embodiment. FIG. The same parts as those in the first embodiment are denoted by the same reference numerals,
Description is omitted.

【０１０１】本実施形態による燃料集合体は、基本的な
構造は図２に示した上記第１の実施形態の燃料集合体１
と同様であり、一部の燃料棒２の配置（後述）及びウラ
ン濃縮度（同）が異なっているのみである。The basic structure of the fuel assembly according to the present embodiment is the same as that of the fuel assembly 1 of the first embodiment shown in FIG.
The only difference is the arrangement of some fuel rods 2 (described later) and the uranium enrichment (same).

【０１０２】すなわち、図８（ａ）及び図８（ｂ）にお
いて、本実施形態が図１（ａ）及び図１（ｂ）に示した
第１の実施形態と異なる点は、第１に、正方格子状配列
の最外周部分を含みその最外周部分から３層目が形成す
る４辺の、水ロッド３に隣接する各辺中点の格子位置に
合計４本配置されたガドリニア入りウラン燃料棒２（燃
料棒記号５）を、そのウラン濃縮度Ｄよりも低いウラン
濃縮度Ｄ１であるガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料
棒記号５ｂ）に置き換えた点である。また第２に、上記
ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号５ｂ）に挟
まれる位置、すなわち最外周部分から４層目に相当する
水ロッド３，３の両方に隣接する位置に配置された２本
のＭＯＸ燃料棒２（燃料棒記号１）を、ＭＯＸ短尺燃料
棒２（燃料棒記号４）に置き換えた点である。そして、
これらにより、図８（ｂ）に示すように、ＭＯＸ燃料棒
２（燃料棒記号１）の本数が第１の実施形態より２本減
って合計３２本となり、ＭＯＸ短尺燃料棒２（燃料棒記
号４）の本数が２本増えて合計６本となっている。That is, in FIGS. 8A and 8B, the present embodiment is different from the first embodiment shown in FIGS. 1A and 1B in that first, Gadolinia-containing uranium fuel rods, including the outermost peripheral portion of a square lattice arrangement, are arranged at a lattice position of four sides formed by the third layer from the outermost peripheral portion and at the midpoint of each side adjacent to the water rod 3. 2 (fuel rod symbol 5) is replaced by a gadolinia-containing uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol 5b) having a uranium enrichment D1 lower than the uranium enrichment D. Secondly, the uranium fuel rods 2 containing the gadolinia (fuel rod symbol 5b) are sandwiched by the uranium fuel rods 2, that is, the uranium fuel rods 2 are disposed adjacent to both the water rods 3, 3 corresponding to the fourth layer from the outermost peripheral portion. MOX fuel rod 2 (fuel rod symbol 1) is replaced with MOX short fuel rod 2 (fuel rod symbol 4). And
As a result, as shown in FIG. 8B, the number of MOX fuel rods 2 (fuel rod symbol 1) is reduced from the first embodiment by two to a total of 32, and the MOX fuel rod 2 (fuel rod symbol 1) is reduced to two. The number of lines in 4) is increased by two to a total of six lines.

【０１０３】本実施形態によっても、第１の実施形態と
同様の効果を得る。According to this embodiment, the same effects as those of the first embodiment can be obtained.

【０１０４】また、ＭＯＸ短尺燃料棒２（燃料棒記号
４）を、正方格子状配列最外周部分のに加えて水ロッド
隣接位置にも配置することにより、燃料集合体上部にお
ける水の割合をさらに増やしてボイド反応度係数の絶対
値をさらに小さくすることができる。さらに、その水ロ
ッド隣接位置のＭＯＸ短尺燃料棒２（燃料棒記号４）を
挟むガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号５ｂ）
の中性子吸収効果（反応度抑制効果）が向上するので、
ガドリニアの燃え残りによる反応度低下の割合を低減で
きる。ガドリニアの燃え残りが生じる場合にはそれによ
る反応度低下を見込んでウラン濃縮度をその分増大させ
なければならないが、反応度低下を低減できることで、
ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号５ｂ）のウ
ラン濃縮度Ｄ１を第１の実施形態におけるガドリニア入
りウラン燃料棒２（燃料棒記号５）のウラン濃縮度Ｄよ
りも小さくすることができる。Further, by disposing the MOX short fuel rods 2 (fuel rod symbols 4) at positions adjacent to the water rods in addition to the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement, the water ratio in the upper part of the fuel assembly is further increased. By increasing the value, the absolute value of the void reactivity coefficient can be further reduced. Furthermore, a uranium fuel rod 2 containing gadolinia (fuel rod symbol 5b) sandwiching the MOX short fuel rod 2 (fuel rod symbol 4) adjacent to the water rod.
Neutron absorption effect (reactivity suppression effect) improves
It is possible to reduce the rate of decrease in reactivity due to unburned gadolinia. If gadolinia remains unburned, the uranium enrichment must be increased accordingly in anticipation of the decrease in reactivity, but by reducing the decrease in reactivity,
The uranium enrichment D1 of the gadolinia-containing uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol 5b) can be made smaller than the uranium enrichment D of the gadolinia-containing uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol 5) in the first embodiment.

【０１０５】本発明の第３の実施形態を図９（ａ）及び
図９（ｂ）により説明する。A third embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. 9A and 9B.

【０１０６】図９（ａ）は、本実施形態による燃料集合
体の横断面図であり、上記第１の実施形態の図１
（ａ）、第２の実施形態の図８（ａ）に相当する図であ
る。また、図９（ｂ）は、本実施形態による燃料集合体
における各種燃料棒の軸方向プルトニウム富化度・ウラ
ン濃縮度分布を表す説明図であり、上記第１の実施形態
の図１（ｂ）、第２の実施形態の図８（ｂ）に相当する
図である。上記第１及び第２の実施形態と同等の部分に
は同一の符号を付し、説明を省略する。FIG. 9A is a cross-sectional view of the fuel assembly according to the present embodiment, and FIG.
FIG. 9A is a diagram corresponding to FIG. 8A of the second embodiment. FIG. 9B is an explanatory diagram showing the axial plutonium enrichment / uranium enrichment distribution of various fuel rods in the fuel assembly according to the present embodiment, and FIG. 1B of the first embodiment. FIG. 9B is a diagram corresponding to FIG. 8B of the second embodiment. Portions equivalent to those in the first and second embodiments are denoted by the same reference numerals, and description thereof is omitted.

【０１０７】本実施形態による燃料集合体は、基本的な
構造は上記第１及び第２の実施形態の燃料集合体１と同
様であり、一部の燃料棒２の配置（後述）及びウラン濃
縮度（同）が異なっているのみである。The basic structure of the fuel assembly according to the present embodiment is the same as that of the fuel assembly 1 according to the first and second embodiments, and the arrangement (described later) of some of the fuel rods 2 and the uranium enrichment Only the degrees are the same.

【０１０８】すなわち、図９（ａ）及び図９（ｂ）にお
いて、本実施形態が図８（ａ）及び図８（ｂ）に示した
第１の実施形態と異なる点は、第１に、正方格子状配列
の最外周部分を含みその最外周部分から３層目が形成す
る４辺の、水ロッド３に隣接する各辺中点の格子位置に
合計４本配置されたガドリニア入りウラン燃料棒２（燃
料棒記号５）を、ＭＯＸ短尺燃料棒２（燃料棒記号４）
に置き換えた点である。また第２に、上記３層目で上記
ＭＯＸ短尺燃料棒２（燃料棒記号４）に隣接するＭＯＸ
燃料棒２（燃料棒記号１）のうち水ロッドに隣接する４
本と、上記ＭＯＸ短尺燃料棒２（燃料棒記号４）に挟ま
れかつ最外周部分から４層目に相当する水ロッド３，３
の両方に隣接する位置に配置された２本、合計６本を、
第２の実施形態のガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料
棒記号５ｂ）のウラン濃縮度Ｄ１よりも低いウラン濃縮
度Ｄ２であるガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記
号５ｃ）に置き換えた点である。そして、これらによ
り、図９（ｂ）に示すように、ＭＯＸ燃料棒２（燃料棒
記号１）の本数が第１の実施形態より６本、第２の実施
形態より４本減って合計２８本となり、ＭＯＸ短尺燃料
棒２（燃料棒記号４）の本数が第１の実施形態より４
本、第２の実施形態より２本増えて合計８本となってい
る。さらに、ガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記
号５ｃ）の本数が、第１の実施形態のガドリニア入りウ
ラン燃料棒２（燃料棒記号５）や第２の実施形態のガド
リニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号５ｂ）より２本
増えて合計６本となっている。That is, in FIG. 9A and FIG. 9B, the present embodiment is different from the first embodiment shown in FIG. 8A and FIG. Gadolinia-containing uranium fuel rods, including the outermost peripheral portion of a square lattice arrangement, are arranged at a lattice position of four sides formed by the third layer from the outermost peripheral portion and at the midpoint of each side adjacent to the water rod 3. 2 (fuel rod symbol 5) is replaced with MOX short fuel rod 2 (fuel rod symbol 4)
It is replaced by Second, the MOX adjacent to the MOX short fuel rod 2 (fuel rod symbol 4) in the third layer
4 of fuel rods 2 (fuel rod symbol 1) adjacent to the water rod
And a water rod 3, 3 sandwiched between the MOX short fuel rod 2 (fuel rod symbol 4) and corresponding to the fourth layer from the outermost peripheral portion.
Two pieces arranged in a position adjacent to both of the total of six pieces,
The uranium fuel rod 2 containing gadolinia (fuel rod symbol 5c) has a uranium enrichment D2 lower than the uranium enrichment D1 of the second embodiment (fuel rod symbol 5b). . As a result, as shown in FIG. 9B, the number of MOX fuel rods 2 (fuel rod symbol 1) is reduced by six from the first embodiment and by four from the second embodiment, for a total of 28 fuel rods. And the number of MOX short fuel rods 2 (fuel rod symbol 4) is 4 compared to the first embodiment.
The book and the second embodiment are increased by two to make a total of eight. Further, the number of gadolinia-containing uranium fuel rods 2 (fuel rod symbol 5c) is equal to the gadolinia-containing uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol 5) in the first embodiment and the gadolinia-containing uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol 5) in the second embodiment. The number is increased by two from the fuel rod symbol 5b), for a total of six fuel rods.

【０１０９】本実施形態によっても、第２の実施形態と
同様の効果を得る。According to this embodiment, the same effect as that of the second embodiment can be obtained.

【０１１０】また、ＭＯＸ短尺燃料棒２（燃料棒記号
４）の数がさらに増加していることにより、ボイド反応
度係数の絶対値をさらに小さくすることができる。さら
に、その水ロッド隣接位置のＭＯＸ短尺燃料棒２（燃料
棒記号４）を挟むガドリニア入りウラン燃料棒２（燃料
棒記号５ｃ）の中性子吸収効果（反応度抑制効果）が向
上するので、ガドリニアの燃え残りによる反応度低下の
割合を低減できる。したがって、前述したのと同様、ガ
ドリニア入りウラン燃料棒２（燃料棒記号５ｃ）のウラ
ン濃縮度Ｄ２を第２の実施形態におけるガドリニア入り
ウラン燃料棒２（燃料棒記号５ｂ）のウラン濃縮度Ｄ１
よりもさらに小さくすることができる。Since the number of MOX short fuel rods 2 (fuel rod symbol 4) is further increased, the absolute value of the void reactivity coefficient can be further reduced. Further, the neutron absorption effect (reactivity suppression effect) of gadolinia-containing uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol 5c) sandwiching the MOX short fuel rod 2 (fuel rod symbol 4) adjacent to the water rod is improved. The rate of decrease in reactivity due to unburned residue can be reduced. Therefore, as described above, the uranium enrichment D2 of the gadolinia-containing uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol 5b) in the second embodiment is changed to the uranium enrichment D1 of the gadolinia-containing uranium fuel rod 2 (fuel rod symbol 5b) in the second embodiment.
It can be even smaller.

【０１１１】なお、上記第１〜第３の実施形態において
は、燃料棒２を９行９列の正方格子状配列した燃料集合
体に本発明を適用した場合を例にとって説明したが、こ
れに限られず、１０行１０列以上の正方格子状に配列し
た燃料集合体に適用してもよい。これらの場合も同様の
効果を得る。In the first to third embodiments, the case where the present invention is applied to a fuel assembly in which the fuel rods 2 are arranged in a square lattice of 9 rows and 9 columns has been described as an example. The present invention is not limited to this, and may be applied to a fuel assembly arranged in a square lattice of 10 rows and 10 columns or more. In these cases, a similar effect is obtained.

【０１１２】また、上記第１〜第３の実施形態において
は、２本の水ロッド３を中央部７本の燃料棒２を置き換
えるように配置した燃料集合体に本発明を適用した場合
を例にとって説明したが、これに限られず、１本の水ロ
ッド、あるいは３本以上の水ロッドを備えた燃料集合体
に適用してもよい。その場合、水ロッドの横断面形状も
円形に限られず、正方形断面形状のいわゆる角形水ロッ
ド（ウォータチャンネルということもある）であっても
よいことは言うまでもない。In the first to third embodiments, the case where the present invention is applied to a fuel assembly in which two water rods 3 are arranged so as to replace seven fuel rods 2 at the center is exemplified. However, the present invention is not limited to this, and may be applied to a fuel assembly including one water rod or three or more water rods. In this case, it is needless to say that the cross section of the water rod is not limited to a circle but may be a so-called square water rod (also referred to as a water channel) having a square cross section.

【０１１３】[0113]

【発明の効果】本発明によれば、高燃焼度化を図ったＭ
ＯＸ燃料集合体において、反応度損失や短尺燃料棒隣接
燃料棒・４隅位置燃料棒の局所出力ピーキング増大を抑
制しつつ、ボイド反応度係数の絶対値の増大や可燃性毒
物の中性子吸収効果減少を防止し、軸方向出力分布を平
均化できる。According to the present invention, a high burnup M
In the OX fuel assembly, the absolute value of the void reactivity coefficient is increased, and the neutron absorption effect of burnable poisons is reduced, while suppressing the reactivity loss and the increase in local output peaking of the fuel rod adjacent to the short fuel rod and the fuel rod at the four corners. And the axial power distribution can be averaged.

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

【図１】本発明の第１の実施形態によるＭＯＸ燃料集合
体の横断面図である。FIG. 1 is a cross-sectional view of a MOX fuel assembly according to a first embodiment of the present invention.

【図２】本発明の第１の実施形態によるＭＯＸ燃料集合
体の全体構造を表す側断面面図である。FIG. 2 is a side sectional view showing the entire structure of the MOX fuel assembly according to the first embodiment of the present invention.

【図３】燃料棒を９行９列以上の正方格子状に配列した
燃料集合体において、短尺燃料棒を正方格子状配列の最
外周部分に配置した場合に、その配置位置が反応度及び
局所出力ピーキングに及ぼす影響を示す説明図である。FIG. 3 shows a fuel assembly in which fuel rods are arranged in a square lattice of 9 rows and 9 columns or more. When the short fuel rods are arranged at the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement, the arrangement positions are reactivity and local. FIG. 9 is an explanatory diagram showing an effect on output peaking.

【図４】第１比較例による燃料集合体の横断面図、及び
各種燃料棒の軸方向プルトニウム富化度・ウラン濃縮度
分布を表す説明図である。FIG. 4 is a cross-sectional view of a fuel assembly according to a first comparative example, and an explanatory diagram showing axial plutonium enrichment / uranium enrichment distributions of various fuel rods.

【図５】第２比較例による燃料集合体の横断面図、及び
各種燃料棒の軸方向プルトニウム富化度・ウラン濃縮度
分布を表す説明図である。FIG. 5 is a cross-sectional view of a fuel assembly according to a second comparative example and an explanatory diagram showing axial plutonium enrichment / uranium enrichment distributions of various fuel rods.

【図６】本発明の第１の実施形態、第１比較例、及び第
２比較例の各燃料集合体の仕様を示す図である。FIG. 6 is a diagram showing the specifications of each fuel assembly of the first embodiment, the first comparative example, and the second comparative example.

【図７】各燃料集合体のボイド反応度係数及びＭＯＸ燃
料装荷量（インベントリ）を相対値で比較した図であ
る。FIG. 7 is a diagram comparing a void reactivity coefficient and a MOX fuel loading amount (inventory) of each fuel assembly by relative values.

【図８】本発明の第２の実施形態による燃料集合体の横
断面図、及び各種燃料棒の軸方向プルトニウム富化度・
ウラン濃縮度分布を表す説明図である。FIG. 8 is a cross-sectional view of a fuel assembly according to a second embodiment of the present invention, and the axial plutonium enrichment of various fuel rods.
It is explanatory drawing showing a uranium enrichment distribution.

【図９】本発明の第３の実施形態による燃料集合体の横
断面図、及び各種燃料棒の軸方向プルトニウム富化度・
ウラン濃縮度分布を表す説明図である。FIG. 9 is a cross-sectional view of a fuel assembly according to a third embodiment of the present invention, and the axial plutonium enrichment of various fuel rods.
It is explanatory drawing showing a uranium enrichment distribution.

【図１０】可燃性毒物による反応度抑制挙動の一例を示
す図である。FIG. 10 is a diagram showing an example of a reactivity suppression behavior by a burnable poison.

【符号の説明】[Explanation of symbols]

１ ＭＯＸ燃料集合体 ２ 燃料棒 ３ 水ロッド 1 MOX fuel assembly 2 fuel rod 3 water rod

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 国分 毅彦 茨城県日立市幸町三丁目２番１号 日立エ ンジニアリング株式会社内 (72)発明者 藤巻 真吾 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所原子力事業部内 (72)発明者 井筒 定幸 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所原子力事業部内 ──────────────────────────────────────────────────続 き Continuing on the front page (72) Inventor Takehiko Kokubu 3-2-1 Sachicho, Hitachi-shi, Ibaraki Inside Hitachi Engineering Co., Ltd. (72) Shingo Fujimaki 3-1-1 Sachicho, Hitachi-shi, Ibaraki No. 1 In the Nuclear Power Division of Hitachi, Ltd.

Claims (6)

【特許請求の範囲】[Claims] 【請求項１】プルトニウム酸化物及びウラン酸化物を充
填した複数のＭＯＸ燃料棒と、ウラン酸化物を充填し可
燃性毒物を含有した複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒
とをｎ行ｎ列の正方格子状に配列したＭＯＸ燃料集合体
において、 ｎ≧９であり、 前記複数のＭＯＸ燃料棒は、燃料有効長が他のものより
も短く、かつ前記正方格子状配列の最外周部分のうち該
正方格子状配列の４隅及びこの４隅に隣接する格子位置
以外の格子位置に配置された複数の第１短尺燃料棒を含
み、 前記複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒は、前記正方格
子状配列の最外周部分に配置された複数の第１毒物燃料
棒を含むことを特徴とするＭＯＸ燃料集合体。1. A plurality of MOX fuel rods filled with plutonium oxide and uranium oxide, and a plurality of uranium fuel rods filled with uranium oxide and containing burnable poisons, each of which has n rows and n columns. In a MOX fuel assembly arranged in a square lattice, n ≧ 9, and the plurality of MOX fuel rods have a shorter active fuel length than other fuel rods, and the outermost peripheral portion of the square lattice arrangement has The fuel cell system includes a plurality of first short fuel rods arranged at four corners of a square lattice arrangement and at lattice positions other than lattice positions adjacent to the four corners, wherein the plurality of uranium fuel rods containing burnable poisons are arranged in a square lattice shape. A MOX fuel assembly comprising a plurality of first poison fuel rods disposed at an outermost periphery of the array. 【請求項２】請求項１記載のＭＯＸ燃料集合体におい
て、前記第１毒物燃料棒は、前記第１短尺燃料棒に隣接
する格子位置に配置されていることを特徴とするＭＯＸ
燃料集合体。2. The MOX fuel assembly according to claim 1, wherein said first poisonous fuel rod is arranged at a lattice position adjacent to said first short fuel rod.
Fuel assembly. 【請求項３】請求項１記載のＭＯＸ燃料集合体におい
て、前記複数の第１短尺燃料棒は、前記正方格子状配列
の形成する４辺の各辺中点の格子位置にそれぞれ配置さ
れていることを特徴とするＭＯＸ燃料集合体。3. The MOX fuel assembly according to claim 1, wherein the plurality of first short fuel rods are respectively arranged at grid points at midpoints of four sides formed by the square grid array. A MOX fuel assembly, characterized in that: 【請求項４】請求項１〜３のいずれか１項記載のＭＯＸ
燃料集合体において、前記正方格子状配列中に設けられ
た少なくとも１本の水ロッドをさらに有し、かつ、前記
複数の可燃性毒物入りウラン燃料棒は、前記水ロッドに
隣接する格子位置に配置された少なくとも１本の第２毒
物燃料棒を含むことを特徴とするＭＯＸ燃料集合体。4. The MOX according to claim 1, wherein
The fuel assembly further includes at least one water rod provided in the square lattice array, and the plurality of burnable poison-containing uranium fuel rods are arranged at lattice positions adjacent to the water rod. A MOX fuel assembly comprising at least one second toxic fuel rod. 【請求項５】請求項４記載のＭＯＸ燃料集合体におい
て、前記複数のＭＯＸ燃料棒は、燃料有効長が他のもの
よりも短く、前記水ロッドに隣接する格子位置に配置さ
れた少なくとも１本の第２短尺燃料棒を含み、前記第２
毒物燃料棒は、前記第２短尺燃料棒に隣接する格子位置
に配置されていることを特徴とするＭＯＸ燃料集合体。5. The MOX fuel assembly according to claim 4, wherein the plurality of MOX fuel rods have a shorter active fuel length than other fuel rods, and are arranged at at least one lattice position adjacent to the water rod. The second short fuel rod of the second
The poison fuel rod is arranged at a lattice position adjacent to the second short fuel rod, wherein the MOX fuel assembly is provided. 【請求項６】請求項１〜３のいずれか１項記載のＭＯＸ
燃料集合体において、前記複数本のＭＯＸ燃料棒は、前
記正方格子状配列の４隅に配置されたコーナー部燃料棒
を含み、かつ、このコーナー部燃料棒は、前記複数のＭ
ＯＸ燃料棒のうちそれ以外の燃料棒よりも核***性プル
トニウム富化度が低くなっていることを特徴とする燃料
集合体。6. The MOX according to claim 1, wherein
In the fuel assembly, the plurality of MOX fuel rods include corner fuel rods arranged at four corners of the square lattice arrangement, and the corner fuel rods are formed of the plurality of MX fuel rods.
A fuel assembly having a lower fissile plutonium enrichment than other OX fuel rods.