JP2001099972A - Initial loading core of boiling water reactor and its fuel exchanging method - Google Patents
Initial loading core of boiling water reactor and its fuel exchanging methodInfo
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Abstract
Description
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は沸騰水型原子炉（Ｂ
ＷＲ）の初装荷炉心及びその燃料交換方法に係り、特
に、高燃焼度化及び高出力密度化に好適な初装荷炉心及
びその燃料交換方法に関する。The present invention relates to a boiling water reactor (B)
The present invention relates to an initially loaded core of WR) and a refueling method thereof, and more particularly to an initially loaded core suitable for high burn-up and high power density and a refueling method thereof.
【０００２】[0002]
【従来の技術】近年、軽水型原子炉では発電コスト低減
のニーズが高まっており、その一環として、初装荷炉心
においては燃料経済性向上（核***性物質の有効利用→
燃料コストの低減）と廃棄物量低減（燃料体取出数低
減）が重要な課題となっている。この課題に対応するに
は、燃料集合体の取出燃焼度を高めること（高燃焼度
化）が効果的である。2. Description of the Related Art In recent years, there has been an increasing need to reduce power generation costs in light water reactors, and as part of this, fuel economy has been improved (effective use of fissile materials →
Reduction of fuel cost) and reduction of waste (reduction of the number of removed fuel bodies) are important issues. To cope with this problem, it is effective to increase the take-out burnup of the fuel assembly (increase the burnup).
【０００３】燃料集合体の取出燃焼度を高めるために
は、ウラン濃縮度を高める必要がある。しかし、ウラン
濃縮度を高めると、これに起因して冷温時と出力運転時
の反応度差が増大し、炉停止余裕が減少する傾向とな
る。[0003] In order to increase the removal burnup of a fuel assembly, it is necessary to increase the uranium enrichment. However, when the uranium enrichment is increased, the reactivity difference between the cold temperature and the output operation increases, and the margin for shutting down the furnace tends to decrease.
【０００４】また、発電コストの低減には現行ＢＷＲで
は約５０ｋＷ／リットルである炉心の出力密度を高めること
（高出力密度化）も有効であり、欧米では１０％以上の
高出力密度化が進められている。In order to reduce the power generation cost, it is also effective to increase the power density of the core, which is about 50 kW / liter in the current BWR (high power density). In Europe and the United States, the high power density of 10% or more is being promoted. Have been.
【０００５】高出力密度化を達成するためには熱的余裕
の確保が重要な課題となる。また、高出力密度化すると
１サイクル当たりの取出エネルギが大きくなるので、や
はりウラン濃縮度を高める必要があり、炉停止余裕の減
少傾向がさらに拡大することになる。In order to achieve a high output density, it is important to secure a thermal margin. In addition, when the power density is increased, the energy taken out per cycle is increased. Therefore, it is necessary to increase the uranium enrichment, and the tendency of the furnace stop margin to decrease further increases.
【０００６】高燃焼度化に係わる従来技術として、特開
平９−１０５７９２号公報に記載のものがある。この従
来技術では、 高濃縮度燃料集合体３体と低濃縮度燃料集合体１体
からなる４体の単位装荷パターンを複数個、炉心の中央
付近に設けること； 低濃縮燃料集合体で制御セルを構成すること； 高濃縮度燃料集合体のガドリニア入り燃料棒の数が
反制御棒側で制御棒側よりも２本以上多くすること；に
より、平均濃縮度を高めた炉心の熱的余裕を確保してい
る。As a prior art relating to high burnup, there is one disclosed in Japanese Patent Laid-Open No. 9-105792. In this conventional technique, a plurality of unit loading patterns each including three high-enrichment fuel assemblies and one low-enrichment fuel assembly are provided near the center of the core; By increasing the number of gadolinia-containing fuel rods in the high enrichment fuel assembly by two or more on the non-control rod side than on the control rod side, the thermal margin of the core with increased average enrichment is improved. Is secured.
【０００７】また、特開平５−２４９２７０号公報に
は、平均濃縮度の異なる３種類の燃料集合体からなる初
装荷炉心が提案されている。この従来技術では、高濃縮
度燃料集合体を炉心最外周に装荷し、かつこの高濃縮度
燃料集合体の未燃焼時の無限増倍率が過大とならないよ
うにガドリニア等の可燃性吸収材を添加することが特徴
である。Japanese Unexamined Patent Publication (Kokai) No. 5-249270 proposes an initially loaded core comprising three types of fuel assemblies having different average enrichments. In this conventional technology, a high-enrichment fuel assembly is loaded on the outermost periphery of the core, and a flammable absorbent such as gadolinia is added so that the infinite multiplication factor when the high-enrichment fuel assembly is not burned is not excessive. It is a characteristic that
【０００８】[0008]
【発明が解決しようとする課題】特開平９−１０５７９
２号公報に記載の従来技術では、高濃縮度燃料集合体の
無限増倍率をガドリニアで低減して低濃縮度燃料集合体
とほぼ同等としている。また、燃料集合体間の中性子エ
ネルギスペクトルの違いによって高濃縮度燃料集合体の
低濃縮度燃料集合体に隣接する燃料棒の出力が過大にな
らないように、低濃縮度燃料集合体に隣接する側にガド
リニア燃料棒を多数配置してこの領域の燃料棒出力を抑
制している。これらの効果により、現行ＢＷＲの出力密
度条件（約５０ｋＷ／リットル）の下では、初装荷炉心で取
替炉心とほぼ同等の高燃焼度化が達成可能とされてい
る。Problems to be Solved by the Invention Japanese Patent Application Laid-Open No. 9-10579
In the prior art described in Japanese Patent No. 2, the infinite multiplication factor of the high-enrichment fuel assembly is reduced by gadolinia to be substantially equal to that of the low-enrichment fuel assembly. Also, the side adjacent to the low-enrichment fuel assembly is controlled so that the output of the fuel rod adjacent to the low-enrichment fuel assembly of the high-enrichment fuel assembly is not excessive due to the difference in the neutron energy spectrum between the fuel assemblies. A large number of gadolinia fuel rods are arranged to suppress the fuel rod output in this region. Due to these effects, under the current BWR power density condition (about 50 kW / liter), it is possible to achieve a high burnup almost the same as the replacement core in the initially loaded core.
【０００９】しかしながら、この従来技術では、最外周
の燃料集合体は制御セルに装荷される燃料集合体と同等
の低濃縮度として、炉心外周部で出力が低下することを
許容しており、必ずしも高出力密度化を考慮していな
い。したがって、１０〜１５％程度の高出力密度化を図
る上では熱的余裕を確保するためのさらなる方策が必要
である。However, in this prior art, the outermost fuel assembly has a low enrichment equivalent to that of the fuel assembly loaded in the control cell, and is allowed to reduce the power at the outer periphery of the core. High power density is not considered. Therefore, in order to achieve a high output density of about 10 to 15%, further measures are required to secure a thermal margin.
【００１０】特開平５−２４９２７０号公報に記載の従
来技術では、高濃縮度燃料集合体の未燃焼時の無限増倍
率が過大とならないようにガドリニア等の可燃性吸収材
が添加される。添加するガドリニア等の可燃性吸収材の
濃度等を適切に設定することで、炉心外周部の出力を高
めて炉心半径方向の出力分布を平坦化することができ
る。しかしながら、この高濃縮度燃料集合体を中性子束
分布が傾きを持つ炉心最外周に装荷すると可燃性吸収材
の燃焼が不均一となり、燃料集合体内の局所出力分布の
平坦化が困難となり、炉心管理が煩雑となる。また、炉
心最外周はその外側には中性子束分布がないため、燃焼
し難く、かつ炉心最外周に装荷した高濃縮度燃料集合体
は燃焼が不均一になるため、余剰反応度にばらつきが生
じ、炉心最外周から別の箇所に移動して使用することが
難しい。In the prior art described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 5-249270, a flammable absorbent such as gadolinia is added so that the infinite multiplication factor of the high-enrichment fuel assembly when it is not burned is not excessive. By appropriately setting the concentration or the like of the combustible absorbent such as gadolinia to be added, the output of the core outer peripheral portion can be increased and the power distribution in the core radial direction can be flattened. However, if this highly enriched fuel assembly is loaded on the outermost circumference of the core where the neutron flux distribution is inclined, the combustion of the combustible absorbent becomes uneven, and it becomes difficult to flatten the local power distribution in the fuel assembly, and core management Is complicated. In addition, since the outermost periphery of the core has no neutron flux distribution outside it, it is difficult to burn, and the high-enrichment fuel assemblies loaded on the outermost periphery of the core have non-uniform combustion, resulting in excessive reactivity. In addition, it is difficult to move from the outermost periphery of the core to another location for use.
【００１１】本発明の目的は、熱的余裕及び炉停止余裕
を確保しつつ、高出力密度化と高燃焼度化を同時に実現
する沸騰水型原子炉の初装荷炉心及びその燃料交換方法
を提供することである。An object of the present invention is to provide an initially loaded core of a boiling water reactor and a method of refueling the same at the same time as realizing high power density and high burnup while securing thermal margin and reactor shutdown margin. It is to be.
【００１２】[0012]
【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、複数の燃料集合体及びこれら複数
の燃料集合体間に配置される複数の制御棒を備え、前記
複数の制御棒が運転中に挿入する制御棒とそれ以外の制
御棒を有する沸騰水型原子炉の初装荷炉心において、前
記複数の燃料集合体は、前記運転中に挿入する制御棒の
周囲に装荷する第１の燃料集合体と、炉心最外周に装荷
する第２の燃料集合体と、それ以外の領域に装荷する第
３の燃料集合体とを含み、前記第１、第２、第３の燃料
集合体は、それぞれの平均ウラン濃縮度が、第１の燃料
集合体＜第２の燃料集合体＜第３の燃料集合体の関係に
なるように構成され、前記第１の燃料集合体及び第２の
燃料集合体には可燃性吸収材を添加せず、前記第３の燃
料集合体には可燃性吸収材を添加した構成とする。(1) In order to achieve the above object, the present invention comprises a plurality of fuel assemblies and a plurality of control rods disposed between the plurality of fuel assemblies. In the initial loading core of the boiling water reactor having the control rods inserted during operation and the other control rods, the plurality of fuel assemblies are loaded around the control rods inserted during operation. A first fuel assembly, a second fuel assembly to be loaded on the outermost periphery of the core, and a third fuel assembly to be loaded in other areas, wherein the first, second, and third fuel assemblies The fuel assemblies are configured such that their average uranium enrichment satisfies a relationship of first fuel assembly <second fuel assembly <third fuel assembly; No flammable absorbent is added to the second fuel assembly, and no flammable absorber is added to the third fuel assembly. And added to the configuration of the absorbent material.
【００１３】1)運転中に挿入する制御棒の周囲（制御セ
ル）に装荷する第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を
最も低くすることにより、低温状態で制御棒１本を引き
抜いたときの実効増倍率が過大となることがなくなり、
炉停止余裕が確保される。また、第１の燃料集合体は可
燃性吸収材を含まないため、第１の燃料集合体（低濃縮
度燃料集合体）の出力が適正なレベルとなり、熱的余裕
が確保されると同時に適度に燃焼が進む。1) When one control rod is pulled out in a low-temperature state by minimizing the average uranium enrichment of the first fuel assembly loaded around the control rod (control cell) inserted during operation. No longer increases the effective multiplication factor of
Reactor shutdown margin is secured. In addition, since the first fuel assembly does not include the combustible absorbent, the output of the first fuel assembly (low-enrichment fuel assembly) is at an appropriate level, so that the thermal margin is secured and the Combustion proceeds.
【００１４】2)制御セル及び炉心最外周を除いた領域に
装荷する第３の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を最も高
くし、かつ可燃性吸収材を添加した構成とすることによ
り、第３の燃料集合体（高濃縮度燃料集合体）の無限増
倍率を適切に制御でき、他の領域の特性と合わせて、 ・炉心半径方向出力分布の平坦化が可能 ・炉心の余剰反応度を適正なレベルに保つことが可能 となる。2) The third fuel assembly loaded in the region excluding the control cell and the outermost periphery of the reactor core has the highest average uranium enrichment and has a configuration in which a flammable absorbent is added, thereby achieving a third fuel assembly. The infinite multiplication factor of the fuel assembly (highly enriched fuel assembly) can be controlled appropriately, and the power distribution in the core radial direction can be flattened in accordance with the characteristics of other areas. It can be maintained at an appropriate level.
【００１５】3-1)炉心最外周に装荷する第２の燃料集合
体の平均ウラン濃縮度を第１の燃料集合体の平均ウラン
濃縮度より高くし可燃性吸収材を添加しない構成とする
ことにより、炉心最外周の中性子漏れが多い領域でも一
定の出力を維持でき、その分、炉心の出力密度を高める
ことができる。また、炉心最外周で一定の出力を維持で
きるので、炉心半径方向出力分布の一層の平坦化が可能
となり、同じ出力密度を達成する場合の最外周以外の炉
心内側の領域における熱出力を低減でき、熱的余裕を増
大できる。3-1) A configuration in which the average uranium enrichment of the second fuel assembly loaded on the outermost periphery of the core is higher than the average uranium enrichment of the first fuel assembly and no flammable absorbent is added Accordingly, a constant output can be maintained even in a region where the neutron leakage is large in the outermost periphery of the core, and the power density of the core can be increased accordingly. In addition, since a constant power can be maintained at the outermost periphery of the core, the power distribution in the radial direction of the core can be further flattened, and the heat output in a region inside the core other than the outermost periphery when achieving the same power density can be reduced. The thermal margin can be increased.
【００１６】3-2)また、炉心最外周に装荷する第２の燃
料集合体の平均ウラン濃縮度を第１の燃料集合体の平均
ウラン濃縮度より高くし可燃性吸収材を添加しない構成
とすることにより、炉心の平均ウラン濃縮度を高めるこ
とができ、初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心並み（約
４０ＧＷｄ／ｔ）に保ちつつ、出力密度を５１ｋＷ／リッ
トル以上、例えば５５ｋＷ／リットル程度に高めることができ
る。3-2) A configuration in which the average uranium enrichment of the second fuel assembly loaded on the outermost periphery of the core is higher than the average uranium enrichment of the first fuel assembly and no flammable absorbent is added By doing so, the average uranium enrichment of the core can be increased, and the output density is at least 51 kW / liter, for example, 55 kW / liter while keeping the take-out burnup of the initially loaded core at the same level as the replacement core (about 40 GWd / t). To a degree.
【００１７】3-3)更に、炉心最外周に装荷する第２の燃
料集合体の平均ウラン濃縮度を第１の燃料集合体の平均
ウラン濃縮度より高くし可燃性吸収材を添加しない構成
とすることにより、炉心最外周での燃焼が均一となり、
炉心最外周で燃焼した照射済みの第２の燃料集合体を制
御セルに装荷し、この位置で更に燃焼させることができ
る。このため、濃縮度の高い燃料集合体ほど長期間炉内
で燃焼させることになり、炉心平均濃縮度一定の条件で
比較すると、取り出し燃焼度を高く取れる。3-3) Further, a configuration in which the average uranium enrichment of the second fuel assembly loaded on the outermost periphery of the core is higher than the average uranium enrichment of the first fuel assembly and no flammable absorbent is added. By doing so, the combustion at the outermost circumference of the core becomes uniform,
The irradiated second fuel assembly burned at the outermost circumference of the core can be loaded into the control cell, and further burned at this position. For this reason, a fuel assembly with a higher enrichment is burned in the furnace for a longer period of time, and when compared under a condition where the core average enrichment is constant, a higher burnout can be obtained.
【００１８】4)以上により、初装荷炉心において熱的余
裕及び炉停止余裕を確保しつつ、高出力密度化と高燃焼
度化を同時に実現でき、その結果、初装荷炉心の取出燃
焼度を取替炉心並みに保ちつつ、出力密度を高めること
ができ、単位電気出力当たりのプラント建設費を低減で
き、発電コストの低減が可能となる。また、使用済燃料
発生量を低減できる。4) As described above, high power density and high burnup can be simultaneously realized while securing thermal margin and furnace shutdown margin in the initially loaded core. As a result, the unloading burnup of the initially loaded core can be measured. The power density can be increased while maintaining the same level as the replacement core, the plant construction cost per unit electric power can be reduced, and the power generation cost can be reduced. Further, the amount of spent fuel generated can be reduced.
【００１９】（２）上記（１）において、好ましくは、
前記第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を１．８ｗｔ
％以下とする。(2) In the above (1), preferably,
The average uranium enrichment of the first fuel assembly is 1.8 wt.
% Or less.
【００２０】制御セルに装荷する第１の燃料集合体の平
均ウラン濃縮度を１．８ｗｔ％以下とすることにより、
現行ＢＷＲの原子炉設置許可申請書において設計基準と
している停止余裕１％Δｋ以上が確保される。この点を
図６により説明する。By setting the average uranium enrichment of the first fuel assembly loaded in the control cell to 1.8 wt% or less,
A shutdown margin of 1% Δk or more, which is a design criterion in the current BWR reactor installation permission application, is secured. This will be described with reference to FIG.
【００２１】停止余裕は最大価値制御棒１本（または水
圧制御ユニットを共有する１組）が全引き抜きの状態で
の未臨界度と定義される。The stop margin is defined as the subcriticality when one maximum value control rod (or one set sharing the hydraulic pressure control unit) is fully withdrawn.
【００２２】本発明によれば、第３の燃料集合体（高濃
縮度燃料集合体）が装荷された領域（セル）について
は、この高濃縮度燃料集合体には可燃性吸収材を添加し
てあり、制御棒引き抜き時の無限増倍率が１．０程度と
小さいため、この領域の制御棒を１本引き抜いても実効
増倍率が過大になることはない。According to the present invention, in the region (cell) loaded with the third fuel assembly (highly enriched fuel assembly), a flammable absorbent is added to the highly enriched fuel assembly. Since the infinite multiplication factor when the control rod is pulled out is as small as about 1.0, even if one control rod in this region is pulled out, the effective multiplication factor does not become excessive.
【００２３】次に、第２の燃料集合体（中濃縮度燃料集
合体）については、制御棒引き抜き時の無限増倍率は
１．２程度と高くなるが、セルとしては中濃縮度燃料集
合体２体と高濃縮度燃料集合体２体で構成される場合が
最も制御棒引き抜き時の無限増倍率が高くなり、平均さ
れて約１．１程度となる。しかし、中濃縮度燃料集合体
は最外周領域に装荷されることから、中性子漏洩の効果
により実効増倍率は過大となることはない。Next, for the second fuel assembly (medium enrichment fuel assembly), the infinite multiplication factor when the control rod is pulled out becomes as high as about 1.2, but as a cell, the medium enrichment fuel assembly is used. In the case of two fuel assemblies and two high-enrichment fuel assemblies, the infinite multiplication factor at the time of control rod withdrawal becomes highest, and the average is about 1.1. However, since the middle enrichment fuel assembly is loaded in the outermost peripheral region, the effective multiplication factor does not become excessive due to the effect of neutron leakage.
【００２４】三番目が制御セルに装荷された第１の燃料
集合体（低濃縮度燃料集合体）である。この領域で制御
棒１本引き抜いた場合の実効増倍率は、低濃縮度燃料集
合体の濃縮度と共に増大する。したがって、停止余裕は
低濃縮度燃料集合体の濃縮度が増加するにしたがって低
下する傾向にある。The third is a first fuel assembly (low-enrichment fuel assembly) loaded in the control cell. The effective multiplication factor when one control rod is pulled out in this region increases with the enrichment of the low enrichment fuel assembly. Therefore, the stop margin tends to decrease as the enrichment of the low-enrichment fuel assembly increases.
【００２５】図６は、後述する実施形態（濃縮度約４．
４ｗｔ％の高濃縮度燃料集合体と濃縮度約２．４ｗｔ％
の中濃縮度燃料集合体と濃縮度約１．７ｗｔ％の低濃縮
度燃料集合体が、図１に示す装荷パターンにしたがって
装荷された炉心）において、低濃縮度燃料集合体の濃縮
度のみを変化させた場合の停止余裕の解析結果を示すも
のである。現行ＢＷＲの原子炉設置許可申請書において
設計基準としている停止余裕は１％△ｋ以上であり、図
６に示すように、低濃縮度燃料集合体の濃縮度を１．８
ｗ％以下とすることにより停止余裕１％Δｋ以上が確保
される。FIG. 6 shows an embodiment to be described later (concentration of about 4.
4 wt% high enrichment fuel assembly and enrichment about 2.4 wt%
In a core loaded with a medium enrichment fuel assembly and a low enrichment fuel assembly having an enrichment of about 1.7 wt% according to the loading pattern shown in FIG. 1, only the enrichment of the low enrichment fuel assembly is measured. It shows the analysis result of the stop margin when it is changed. The shutdown margin, which is a design criterion in the current BWR reactor installation permission application, is 1% △ k or more, and as shown in FIG. 6, the enrichment of the low enrichment fuel assembly is 1.8.
By setting w% or less, a stop margin of 1% Δk or more is secured.
【００２６】（３）また、上記（１）又は（２）におい
て、好ましくは、前記第２の燃料集合体の平均ウラン濃
縮度を２．５ｗｔ％以下とする。(3) In the above (1) or (2), preferably, the average uranium enrichment of the second fuel assembly is 2.5 wt% or less.
【００２７】炉心最外周に装荷する第２の燃料集合体の
平均ウラン濃縮度を制御セルに装荷される第１の燃料集
合体の平均ウラン濃縮度よりも高く（１．８ｗ％以
上）、かつ２．５ｗｔ％以下で可燃性吸収材を添加しな
い構成とすることにより、上記（１）で述べたように炉
心最外周の中性子漏れが多い領域でも一定の出力を維持
でき、更に燃料貯蔵設備の未臨界性の確保に特別な配慮
を必要としなくなる。この点を図７により説明する。The average uranium enrichment of the second fuel assembly loaded on the outermost periphery of the core is higher than the average uranium enrichment of the first fuel assembly loaded on the control cell (1.8 w% or more), and By adopting a configuration in which the combustible absorbent is not added at 2.5 wt% or less, a constant output can be maintained even in a region where there is a large amount of neutron leakage at the outermost periphery of the core as described in the above (1). No special consideration is required to ensure subcriticality. This will be described with reference to FIG.
【００２８】図７は、燃料集合体の平均ウラン濃縮度と
無限増倍率との関係を示す特性図である。FIG. 7 is a characteristic diagram showing the relationship between the average uranium enrichment of the fuel assembly and the infinite multiplication factor.
【００２９】炉心最外周に装荷する第２の燃料集合体の
平均ウラン濃縮度を制御セルに装荷される第１の燃料集
合体の平均ウラン濃縮度よりも高く（１．８ｗ％以
上）、かつ２．５ｗｔ％以下で可燃性吸収材を添加しな
い構成とすることにより、図７に示すように第２の燃料
集合体の無限増倍率は１．２〜１．３となり、上記
（１）で述べたように炉心最外周の中性子漏れが多い領
域でも一定の出力を維持できる。また、第２の燃料集合
体の平均ウラン濃縮度を２．５ｗｔ％以下とすることに
より、図７に示すように従来の燃料集合体の無限増倍率
の最大値（１．３）と同等以下の無限増倍率に抑えら
れ、燃料貯蔵設備の未臨界性の確保に特別な配慮を必要
としない。The average uranium enrichment of the second fuel assembly loaded on the outermost periphery of the core is higher than the average uranium enrichment of the first fuel assembly loaded on the control cell (1.8 w% or more), and By adopting a configuration in which the combustible absorbent is not added at 2.5 wt% or less, the infinite multiplication factor of the second fuel assembly becomes 1.2 to 1.3 as shown in FIG. As described above, a constant output can be maintained even in a region where neutron leakage is large in the outermost periphery of the core. Further, by setting the average uranium enrichment of the second fuel assembly to 2.5 wt% or less, as shown in FIG. 7, the average uranium enrichment is equal to or less than the maximum value (1.3) of the infinite multiplication factor of the conventional fuel assembly. The infinite multiplication factor does not require any special consideration to ensure the subcriticality of the fuel storage facility.
【００３０】（４）更に、上記（１）〜（３）のいずれ
かにおいて、好ましくは、前記第１、第２、第３の燃料
集合体で構成される炉心の平均ウラン濃縮度を３．６ｗ
ｔ％以上とする。(4) Further, in any of the above (1) to (3), preferably, the average uranium enrichment of the core constituted by the first, second, and third fuel assemblies is set to 3. 6w
t% or more.
【００３１】このように炉心の平均ウラン濃縮度（炉心
に装荷された全燃料集合体の平均ウラン濃縮度）を３．
６wt％以上とすることにより、出力密度を５１ｋＷ以上
とした場合でも初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心とほ
ぼ同等に高めることが可能となる。As described above, the average uranium enrichment of the core (the average uranium enrichment of all the fuel assemblies loaded in the core) is set to 3.
When the power density is set to 6 wt% or more, even when the power density is set to 51 kW or more, it is possible to increase the take-out burnup of the initially loaded core almost equal to that of the replacement core.
【００３２】（５）また、上記（１）〜（４）のいずれ
かにおいて、好ましくは、前記第１、第２、第３の燃料
集合体で構成される炉心の定格出力運転時の出力密度を
５１ｋＷ／リットル以上とする。(5) In any one of the above (1) to (4), preferably, the power density of the core constituted by the first, second, and third fuel assemblies during a rated output operation Is set to 51 kW / liter or more.
【００３３】これにより初装荷炉心の取出燃焼度を取替
炉心並みに保ちつつ、従来よりも出力密度を高めること
ができ、上記（１）で述べたように単位電気出力当たり
のプラント建設費を低減でき、発電コストの低減が可能
となる。As a result, it is possible to increase the power density compared to the conventional one while maintaining the take-out burnup of the initially loaded core at the same level as the replacement core, and as described in the above (1), the plant construction cost per unit electric power is reduced. The power generation cost can be reduced.
【００３４】（６）また、上記（１）〜（５）のいずれ
かにおいて、好ましくは、前記第３の燃料集合体をウラ
ン濃縮度が同等で可燃性吸収材を添加した燃料棒の濃度
または本数が異なる複数種類の燃料集合体とする。(6) In any one of the above (1) to (5), preferably, the third fuel assembly has the same uranium enrichment and the concentration of fuel rods to which a combustible absorbent is added. A plurality of types of fuel assemblies having different numbers are used.
【００３５】このように第３の燃料集合体を複数種類で
構成することにより、熱的余裕が小さくなりやすい位置
には可燃性吸収材の濃度が高い燃料棒を有する燃料集合
体あるいは可燃性吸収材を添加した燃料棒の多い燃料集
合体を装荷し、熱的に厳しい条件とならない位置には可
燃性吸収材の濃度が低い燃料棒を有する燃料集合体ある
いは可燃性吸収材を添加した燃料棒の少ない燃料集合体
を装荷することにより、炉心全体として熱的余裕の更な
る増大が可能となる。By constructing the third fuel assembly of a plurality of types as described above, a fuel assembly having a fuel rod with a high concentration of the flammable absorbent or a flammable absorbent at a position where the thermal margin tends to be small. A fuel assembly loaded with fuel rods containing a large number of fuel rods and having fuel rods with a low concentration of flammable absorbent or fuel rods with flammable absorbent added at locations where thermal conditions are not severe By loading a fuel assembly with a small number of cores, it is possible to further increase the thermal margin of the entire core.
【００３６】（７）更に、上記（１）〜（６）のいずれ
かの沸騰水型原子炉の初装荷炉心の燃料交換方法におい
て、好ましくは、最初の燃料交換時に前記第１の燃料集
合体を未照射の第４の燃料集合体で置き換えると共に、
照射済みの前記第２の燃料集合体を前記運転中に挿入す
る制御棒の周囲に装荷する。(7) Further, in the refueling method for an initially loaded core of a boiling water reactor according to any one of the above (1) to (6), preferably, the first fuel assembly is used at the time of the first refueling. With an unirradiated fourth fuel assembly,
The irradiated second fuel assembly is loaded around a control rod inserted during the operation.
【００３７】このような燃料交換方法とすることによ
り、濃縮度の高い燃料集合体ほど長期間炉内で燃焼され
るため、炉心平均濃縮度一定の条件で比較すると取出燃
焼度を高くとれる。また、低濃縮度の第１の燃料集合体
及び中濃縮度の第２の燃料集合体は、少なくとも１サイ
クルは炉心外周以外の比較的出力が高くなる領域（制御
セル）で燃焼されるので、濃縮度が低い燃料集合体の燃
焼度が高くなる。According to such a refueling method, a fuel assembly with a higher enrichment is burned in the furnace for a longer period of time, and therefore, when compared under a condition in which the average core enrichment is constant, a higher extraction burnup can be obtained. In addition, the first fuel assembly having a low enrichment and the second fuel assembly having a medium enrichment are burned at least in one cycle in a region (control cell) where the output is relatively high other than the outer periphery of the core. The burnup of a fuel assembly with low enrichment increases.
【００３８】[0038]
【発明の実施の形態】以下、本発明の実施の形態を図面
を用いて説明する。Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.
【００３９】まず、本発明の第１の実施形態を図１〜図
７により説明する。First, a first embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS.
【００４０】図１は、電気出力１５０万ｋＷ級（出力密
度約５５ｋＷ／リットル）の沸騰水型原子炉の初装荷炉心の
燃料装荷パターン（全炉心の１／４のみ）を示してい
る。図１において、炉心には運転中に挿入される制御棒
５１ａ（図３参照）の周囲に形成される制御セル１１
と、炉心最外周２１と、それ以外の領域３１とがあり、
制御セル１１に低濃縮度燃料集合体７が１４８体、炉心
最外周２１に中濃縮度燃料集合体８が９２体、それ以外
の領域３１に高濃縮度燃料集合体９が６３２体、それぞ
れ装荷されている。FIG. 1 shows the fuel loading pattern (only 1/4 of the total core) of the initially loaded core of a boiling water reactor having an electric power of 1.5 million kW class (power density of about 55 kW / liter). In FIG. 1, a control cell 11 formed around a control rod 51a (see FIG. 3) inserted during operation is provided in the core.
And the core outermost periphery 21 and the other region 31,
148 low-enrichment fuel assemblies 7 are loaded in the control cell 11, 92 medium-enrichment fuel assemblies 8 are placed in the outermost periphery 21 of the core, and 632 high-enrichment fuel assemblies 9 are loaded in other areas 31. Have been.
【００４１】低濃縮度燃料集合体７の平均ウラン濃縮度
は約１．７ｗｔ％で、ガドリニアは添加していない。中
濃縮度燃料集合体８の平均ウラン濃縮度は約２．４ｗｔ
％で、ガドリニアは添加していない。高濃縮度燃料集合
体９の平均ウラン濃縮度は約４．４ｗｔ％で、ガドリニ
アを添加している。The average uranium enrichment of the low enrichment fuel assembly 7 is about 1.7 wt%, and no gadolinia is added. The average uranium enrichment of the medium enrichment fuel assembly 8 is about 2.4 wt.
%, Without gadolinia. The average uranium enrichment of the high enrichment fuel assembly 9 is about 4.4 wt%, and gadolinia is added.
【００４２】燃料集合体７，８，９は、図２に示すよう
に、多数の燃料棒４を有し、燃料棒４の上部を上部タイ
プレート５ａ、下部を下部タイプレート５ｂ、中間部は
スペーサ５ｃでそれぞれ支持して束ねている。中央付近
には２本の太径ウォータロッド５２（図３〜図５参照）
を配置し、外周をジルカロイ製のチャンネルボックス５
３で覆って構成されている。As shown in FIG. 2, each of the fuel assemblies 7, 8, and 9 has a large number of fuel rods 4. The upper part of the fuel rods 4 has an upper tie plate 5a, the lower part has a lower tie plate 5b, and the middle part has a middle part. They are supported and bundled by the spacers 5c. Two large diameter water rods 52 near the center (see FIGS. 3 to 5)
And a channel box 5 made of Zircaloy
3.
【００４３】燃料集合体７，８，９の詳細な濃縮度分布
を図３、図４及び図５により説明する。Detailed enrichment distributions of the fuel assemblies 7, 8, 9 will be described with reference to FIGS. 3, 4, and 5. FIG.
【００４４】図３において、５１ａは運転中に炉心に挿
入され制御セル１１を構成する制御棒であり、燃料集合
体７はこの制御棒５１ａに隣接して位置している。燃料
集合体７はタイプ１，２，３，Ｐの４種類の燃料棒５を
有し、これら燃料棒５を１０×１０の正方格子状に配列
して構成されている。タイプ１，２，３は上下端１ノー
ドの天然ウラン部分を除いた部分のウラン濃縮度が異な
る通常燃料棒であり、可燃性吸収材（ガドリニア）は添
加されていない。タイプＰは部分長燃料棒である。部分
長燃料棒Ｐは、通常燃料棒に比べ燃料有効長（燃料ペレ
ットが充填されている部分の長さ）が約１４／２４と短
くなっており、運転中に減速材ボイド率が高くなる炉心
上部における二相流部の圧力損失低減に寄与する。タイ
プ１，２，３，Ｐの４種類の燃料棒５はそれぞれ図示の
ようなウラン濃縮度を有し、燃料集合体７の平均濃縮度
は約１．７ｗｔ％になっている。In FIG. 3, reference numeral 51a denotes a control rod which is inserted into the core during operation to constitute the control cell 11, and the fuel assembly 7 is located adjacent to the control rod 51a. The fuel assembly 7 has four types of fuel rods 5 of types 1, 2, 3, and P, and these fuel rods 5 are arranged in a 10 × 10 square lattice. Types 1, 2, and 3 are ordinary fuel rods having different uranium enrichments in portions other than the natural uranium portion of the upper and lower one nodes, and no flammable absorbent (gadolinia) is added. Type P is a partial length fuel rod. The part length fuel rod P has a fuel effective length (length of a portion filled with fuel pellets) shorter than that of a normal fuel rod, that is, about 14/24, and has a moderator void fraction higher during operation. It contributes to the reduction of pressure loss in the two-phase flow section at the upper part. The four types of fuel rods 5 of types 1, 2, 3, and P each have uranium enrichment as shown in the figure, and the average enrichment of the fuel assembly 7 is about 1.7 wt%.
【００４５】図４において、５１ｂは運転中に炉心に挿
入しない制御棒であり、燃料集合体８は炉心最外周２１
においてこの制御棒５１ｂに隣接して位置している。燃
料集合体８はタイプ１，２，３，４，Ｐの５種類の燃料
棒５を有し、これら燃料棒５を１０×１０の正方格子状
に配列して構成されている。タイプ１，２，３，４は上
下端１ノードの天然ウラン部分を除いた部分のウラン濃
縮度が異なる通常燃料棒であり、可燃性吸収材（ガドリ
ニア）は添加されていない。タイプＰは部分長燃料棒で
ある。タイプ１，２，３，４，Ｐの５種類の燃料棒５は
それぞれ図示のようなウラン濃縮度を有し、燃料集合体
８の平均濃縮度は約２．４ｗｔ％になっている。In FIG. 4, reference numeral 51b denotes a control rod which is not inserted into the core during operation.
Is located adjacent to the control rod 51b. The fuel assembly 8 has five types of fuel rods 5 of types 1, 2, 3, 4, and P, and these fuel rods 5 are arranged in a 10 × 10 square lattice. Types 1, 2, 3, and 4 are ordinary fuel rods having different uranium enrichment portions except for the natural uranium portion of the upper and lower one nodes, and no flammable absorbent (gadolinia) is added. Type P is a partial length fuel rod. The five types of fuel rods 5 of types 1, 2, 3, 4, and P have uranium enrichment as shown in the figure, and the average enrichment of the fuel assembly 8 is about 2.4 wt%.
【００４６】図５において、燃料集合体９は制御セル１
１と炉心最外周２１以外の領域３１で運転中に炉心に挿
入しない制御棒５１ｂの周囲に位置している。燃料集合
体９はタイプ１，２，３，４，Ｐ，Ｇ１，Ｇ２の７種類
の燃料棒５を有し、これら燃料棒５を１０×１０の正方
格子状に配列して構成されている。タイプ１，２，３，
４は上下端１ノードの天然ウラン部分を除いた部分のウ
ラン濃縮度が異なる通常燃料棒であり、可燃性吸収材
（ガドリニア）は添加されていない。タイプＰは部分長
燃料棒である。また、タイプＧ１，Ｇ２は可燃性吸収材
としてガドリニアを添加した燃料棒であり、Ｇ１とＧ２
ではガドリニアの濃度及び分布が異なる。数字が小さい
ほど平均ガドリニア濃度が高い。つまり、ガドリニアの
濃度はＧ１＞Ｇ２である。ここで、ガドリニアを添加し
た燃料棒Ｇ１，Ｇ２を制御棒５１ｂと反対側の領域に集
中して配置している点は、従来技術と同じである。タイ
プ１，２，３，４，Ｐ，Ｇ１，Ｇ２の７種類の燃料棒５
はそれぞれ図示のようなウラン濃縮度を有し、燃料集合
体８の平均濃縮度は約４．４ｗｔ％になっている。In FIG. 5, the fuel assembly 9 includes the control cell 1
1 and a region 31 other than the outermost periphery 21 of the core is located around a control rod 51b which is not inserted into the core during operation. The fuel assembly 9 has seven types of fuel rods 5 of types 1, 2, 3, 4, P, G1, and G2, and these fuel rods 5 are arranged in a 10 × 10 square lattice. . Types 1, 2, 3,
Reference numeral 4 denotes a normal fuel rod having a different uranium enrichment in a portion excluding the natural uranium portion of the upper and lower one nodes, and no flammable absorbent (gadolinia) is added. Type P is a partial length fuel rod. The types G1 and G2 are fuel rods to which gadolinia is added as a combustible absorbent, and G1 and G2
In gadolinia, the concentration and distribution of gadolinia are different. The smaller the number, the higher the average gadolinia density. That is, the density of gadolinia is G1> G2. Here, the point that the fuel rods G1 and G2 to which gadolinia is added is concentrated in the region on the opposite side to the control rod 51b is the same as the prior art. 7 types of fuel rods 5 of type 1,2,3,4, P, G1, G2
Each has a uranium enrichment as shown in the figure, and the average enrichment of the fuel assembly 8 is about 4.4 wt%.
【００４７】炉心に装荷される燃料集合体７，８，９の
平均濃縮度にそれぞれの集合体本数を乗じてそれらの和
を取り、それを総集合体本数で割った炉心の平均濃縮度
は、約３．７ｗｔ％である。これにより上記のように出
力密度約５５ｋＷ／リットルと高出力密度化しつつ従来技術
並みの高燃焼度化が可能な濃縮度が確保される。The average enrichment of the cores obtained by multiplying the average enrichment of the fuel assemblies 7, 8, and 9 loaded in the core by the number of each assembly and dividing the sum by the total number of assemblies is , About 3.7 wt%. As a result, as described above, the enrichment that enables the high output density of about 55 kW / liter and the high burnup comparable to that of the related art while securing the high output density is secured.
【００４８】以上のように構成した本実施形態において
は、低濃縮度燃料集合体７を平均ウラン濃縮度が約１．
７ｗｔ％で、ガドリニアを添加しない構成とし、中濃縮
度燃料集合体８を平均ウラン濃縮度が約２．４ｗｔ％
で、ガドリニアを添加しない構成とし、高濃縮度燃料集
合体９を平均ウラン濃縮度が約４．４ｗｔ％で、ガドリ
ニアを添加した構成とすることにより、また、これら燃
料集合体７，８，９で構成される炉心の平均濃縮度を約
３．７ｗｔ％とし、炉心の出力密度を約５５ｋＷ／リットル
と高出力密度化することにより、次の作用効果が得られ
る。In the present embodiment configured as described above, the low-enrichment fuel assembly 7 has an average uranium enrichment of about 1.
7% by weight, gadolinia is not added, and the medium enrichment fuel assembly 8 has an average uranium enrichment of about 2.4% by weight.
The gadolinia is not added, and the high enrichment fuel assembly 9 has an average uranium enrichment of about 4.4 wt% and gadolinia is added, so that these fuel assemblies 7, 8, 9 The following effects can be obtained by setting the average enrichment of the core constituted by about 3.7 wt% and increasing the power density of the core to about 55 kW / liter.
【００４９】制御セル１１に装荷する低濃縮度燃料集合
体７の平均ウラン濃縮度を最も低くすることにより、
「課題を解決するための手段」の（１）項の1)で述べた
ように低温状態で制御棒１本を引き抜いたとこの実効増
倍率が過大となることがなくなり、炉停止余裕が確保さ
れる。特に低濃縮度燃料集合体７の平均ウラン濃縮度を
１．８ｗｔ％以下の約１．７ｗｔ％とすることにより、
同（２）項で図６を用いて説明した如く、現行ＢＷＲの
原子炉設置許可申請書において設計基準としている停止
余裕１％Δｋ以上が確保される。また、低濃縮度燃料集
合体７は可燃性吸収材（ガドリニア）を含まないため、
低濃縮度燃料集合体の出力が適正なレベルとなり、熱的
余裕が確保されると同時に適度に燃焼が進む。By minimizing the average uranium enrichment of the low enrichment fuel assembly 7 loaded in the control cell 11,
As described in item (1) of item (1) of "Means for Solving the Problems", when one control rod is pulled out in a low temperature state, the effective multiplication factor does not become excessive, and a margin for stopping the furnace is secured. You. In particular, by setting the average uranium enrichment of the low enrichment fuel assembly 7 to about 1.7 wt%, which is 1.8 wt% or less,
As described with reference to FIG. 6 in the item (2), the suspension margin of 1% Δk or more, which is the design standard in the current BWR application for license for reactor installation, is secured. Further, since the low-enrichment fuel assembly 7 does not include a combustible absorbent (gadolinia),
The output of the low-enrichment fuel assembly is at an appropriate level, and thermal progress is ensured and combustion proceeds at the same time.
【００５０】制御セル１１及び炉心最外周２１を除いた
領域３１に装荷する高濃縮度燃料集合体９の平均ウラン
濃縮度を約４．４ｗｔ％と最も高くし、かつ可燃性吸収
材（ガドリニア）を添加した構成とすることにより、同
（１）項の2)で説明したように高濃縮度燃料集合体９の
無限増倍率を適切に制御でき、他の領域の特性と合わせ
て、炉心半径方向出力分布の平坦化が可能となり、かつ
炉心の余剰反応度を適正なレベルに保つことが可能とな
る。The average uranium enrichment of the high enrichment fuel assembly 9 loaded in the region 31 excluding the control cell 11 and the outermost periphery 21 of the core is maximized to about 4.4 wt%, and a combustible absorbent (gadolinia) is used. , The infinite multiplication factor of the high-enrichment fuel assembly 9 can be appropriately controlled as described in the item (2) of (1), and the core radius can be adjusted in accordance with the characteristics of other regions. The directional power distribution can be flattened, and the excess reactivity of the core can be maintained at an appropriate level.
【００５１】炉心最外周２１に装荷する中濃縮度燃料集
合体８の平均ウラン濃縮度を低濃縮度燃料集合体７の平
均ウラン濃縮度より高い、１．８ｗ％以上でかつ２．５
ｗｔ％以下の２．４ｗｔ％としかつ可燃性吸収材（ガド
リニア）を添加しない構成とすることにより、同（１）
項の3-1)で説明し更に同（３）項で図７を用いて説明し
たように、中濃縮度燃料集合体８の無限増倍率は１．２
〜１．３となり、炉心最外周２１の中性子漏れが多い領
域でも一定の出力を維持でき、その分、炉心の出力密度
を高めることができる。また、炉心最外周２１で一定の
出力を維持できるので、炉心半径方向出力分布の一層の
平坦化が可能となり、同じ出力密度を達成する場合の最
外周２１以外の炉心内側の領域における熱出力を低減で
き、熱的余裕を増大できる。更に、中濃縮度燃料集合体
８の平均ウラン濃縮度を２．５ｗｔ％以下とすることに
より、図７に示すように従来の燃料集合体の無限増倍率
の最大値（１．３）と同等以下の無限増倍率に抑えら
れ、燃料貯蔵設備の未臨界性の確保に特別な配慮を必要
としない。The average uranium enrichment of the medium enrichment fuel assembly 8 loaded on the outermost periphery 21 of the core is higher than the average uranium enrichment of the low enrichment fuel assembly 7 by 1.8 w% or more and 2.5% or more.
(1) By adopting a configuration in which the content is 2.4 wt% or less and the flammable absorbent (gadolinia) is not added,
As described in the paragraph 3-1) and further described in the paragraph (3) with reference to FIG. 7, the infinite multiplication factor of the medium enrichment fuel assembly 8 is 1.2.
-1.3, and a constant output can be maintained even in a region where the outermost periphery 21 of the core has a large amount of neutron leakage, and the power density of the core can be increased accordingly. In addition, since a constant power can be maintained at the outermost periphery 21 of the core, the power distribution in the core radial direction can be further flattened, and the heat output in a region inside the core other than the outermost periphery 21 when achieving the same power density can be reduced. Can be reduced and the thermal margin can be increased. Further, by setting the average uranium enrichment of the medium enrichment fuel assembly 8 to 2.5 wt% or less, the average uranium enrichment is equal to the maximum value of the infinite multiplication factor (1.3) of the conventional fuel assembly as shown in FIG. The following infinite multiplication factor is suppressed, and no special consideration is required for ensuring the subcriticality of the fuel storage facility.
【００５２】また、炉心最外周２１に装荷する中濃縮度
燃料集合体８の平均ウラン濃縮度を低濃縮度燃料集合体
７の平均ウラン濃縮度より高くすることにより、同
（１）項の3-2)で述べたように炉心の平均ウラン濃縮度
を高めることができ、初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉
心並み（約４０ＧＷｄ／ｔ）に保ちつつ、出力密度を５
１ｋＷ／リットル以上の５５ｋＷ／リットル程度に高めることが
できる。By increasing the average uranium enrichment of the medium enrichment fuel assembly 8 loaded on the outermost periphery 21 of the core to be higher than the average uranium enrichment of the low enrichment fuel assembly 7, As described in -2), the average uranium enrichment of the core can be increased, and the output density of the initially loaded core is maintained at the same level as the replacement core (about 40 GWd / t), while the power density is 5%.
It can be increased to 1 kW / liter or more to about 55 kW / liter.
【００５３】更に、炉心最外周２１に装荷する中濃縮度
燃料集合体８の平均ウラン濃縮度を低濃縮度燃料集合体
７の平均ウラン濃縮度より高くしかつ可燃性吸収材を添
加しない構成とすることにより、炉心最外周２１での燃
焼が均一となり、炉心最外周２１で燃焼した照射済みの
中濃縮度燃料集合体８を制御セル１１に装荷し、この位
置で更に燃焼させることができる（後述）。このため、
濃縮度の高い燃料集合体ほど長期間炉内で燃焼させるこ
とになり、炉心平均濃縮度一定の条件で比較すると、取
り出し燃焼度を高く取れる。Further, the average uranium enrichment of the medium enrichment fuel assembly 8 loaded on the outermost periphery 21 of the core is made higher than the average uranium enrichment of the low enrichment fuel assembly 7 and no flammable absorbent is added. By doing so, the combustion at the outermost periphery 21 of the core becomes uniform, and the irradiated medium-enrichment fuel assembly 8 burned at the outermost periphery 21 of the core is loaded on the control cell 11 and further burned at this position ( See below). For this reason,
A fuel assembly with a higher enrichment burns in the furnace for a longer period of time, and when compared under a condition where the core average enrichment is constant, a higher burnout can be obtained.
【００５４】そして、上記の燃料集合体７，８，９で構
成される炉心の平均ウラン濃縮度を３．６ｗｔ％以上と
することにより、同（４）項で述べたように、炉心の出
力密度を５１ｋＷ以上とした場合でも初装荷炉心の取出
燃焼度を取替炉心とほぼ同等に高めることが可能とな
る。また、燃料集合体７，８，９で構成される炉心の定
格出力運転時の出力密度を５１ｋＷ／リットル以上とするこ
とにより、同（５）項で述べたように、初装荷炉心の取
出燃焼度を取替炉心並みに保ちつつ、従来よりも出力密
度を高めることができ、単位電気出力当たりのプラント
建設費を低減でき、発電コストの低減が可能となる。By setting the average uranium enrichment of the core composed of the fuel assemblies 7, 8, and 9 to 3.6 wt% or more, the output of the core is increased as described in (4). Even when the density is set to 51 kW or more, it is possible to increase the take-out burnup of the initially loaded core almost equal to that of the replacement core. Further, by setting the power density of the core constituted by the fuel assemblies 7, 8, 9 at the rated output operation to be 51 kW / liter or more, as described in the above (5), the removal combustion of the initially loaded core is performed. The power density can be increased more than before, while keeping the power at the same level as the replacement core, the plant construction cost per unit electric power can be reduced, and the power generation cost can be reduced.
【００５５】以上により本実施形態によれば、初装荷炉
心において熱的余裕及び炉停止余裕を確保しつつ、高出
力密度化と高燃焼度化を同時に実現でき、その結果、初
装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心並みに保ちつつ、出力
密度を高めることができ、単位電気出力当たりのプラン
ト建設費を低減でき、発電コストの低減が可能となる。
また、使用済燃料発生量を低減できる。As described above, according to the present embodiment, high power density and high burnup can be simultaneously realized while securing a thermal margin and a furnace shutdown margin in the initially loaded core. As a result, the first loaded core is taken out. The power density can be increased while the burnup is maintained at the same level as the replacement core, the plant construction cost per unit electric power can be reduced, and the power generation cost can be reduced.
Further, the amount of spent fuel generated can be reduced.
【００５６】次に、図１と図８及び図９を用いて、本発
明の燃料交換方法の実施形態について説明する。Next, an embodiment of a refueling method according to the present invention will be described with reference to FIGS. 1, 8 and 9.
【００５７】図８は、図１の初装荷炉心が１乃至２運転
サイクルを終了した後の燃料交換方法を示しており、図
１で制御セル１１に装荷されていた低濃縮度燃料集合体
７は炉外に取出される。図８の移行炉心では図１の初装
荷炉心に比べて制御セル１１の数を減らしており、この
制御セル１１に、図１で炉心最外周２１に装荷されてい
た中濃縮度燃料８が装荷される。図示の例では、全炉心
の１／４で見て、図８の移行炉心の制御セル１１に装荷
される燃料集合体は全部で２５体であるのに対して、図
１の初装荷炉心で最外周２１に装荷されていた燃料集合
体８は全部で２３体であり、その不足分の２体は、図１
で領域３１に装荷されていた高濃縮度燃料９のうち炉心
中央部領域に位置する最も燃焼の進んだものから選択さ
れ、制御セル１１に装荷される。FIG. 8 shows a refueling method after the first loading core of FIG. 1 has completed one or two operation cycles. The low-enrichment fuel assembly 7 loaded in the control cell 11 in FIG. Is taken out of the furnace. In the transition core of FIG. 8, the number of control cells 11 is reduced as compared with the initially loaded core of FIG. 1, and the medium-enriched fuel 8 loaded on the outermost periphery 21 of the core in FIG. Is done. In the example shown in the drawing, the fuel assemblies loaded in the control cell 11 of the transition core shown in FIG. 8 are 25 in total when viewed from 1/4 of the total core, whereas the fuel assemblies initially loaded in FIG. The fuel assemblies 8 loaded on the outermost periphery 21 are 23 in total, and two of the shortage are shown in FIG.
From among the highly enriched fuels 9 loaded in the region 31, those fuels that have been burned most in the core central region are selected and loaded into the control cell 11.
【００５８】また、図１の高濃縮度燃料集合体９のうち
の一部は炉心最外周２１に移動される。高濃縮度燃料集
合体９の一部としては、図１で領域３１に装荷されてい
た高濃縮度燃料９のうち、図１で炉心最外周２１に装荷
されていた中濃縮度燃料８と無限増倍率が比較的近いも
のを選択する。図８の領域３１には残りの高濃縮度燃料
集合体９と未照射の取替燃料集合体６が装荷される。取
替燃料集合体６の平均濃縮度は約４．４ｗｔ％で、図５
に示した高濃縮度燃料集合体９と同一の燃焼度分布とし
ている。Further, a part of the high enrichment fuel assembly 9 of FIG. 1 is moved to the outermost periphery 21 of the core. As a part of the high-enrichment fuel assembly 9, the high-enrichment fuel 9 loaded in the region 31 in FIG. 1 and the medium-enrichment fuel 8 loaded in the outermost periphery 21 of the core in FIG. Select one with a relatively close multiplication factor. The remaining high enrichment fuel assemblies 9 and the unirradiated replacement fuel assemblies 6 are loaded in the region 31 in FIG. The average enrichment of the replacement fuel assembly 6 is about 4.4 wt%.
The burnup distribution is the same as that of the high enrichment fuel assembly 9 shown in FIG.
【００５９】図９は、図８の炉心から更に１運転サイク
ルを終了した後の燃料交換方法を示しており、制御セル
１１に装荷されていた中濃縮度燃料集合体８及び高濃縮
度燃料集合体９の一部が取出される。制御セル１１には
高濃縮度燃料集合体９の一部が装荷され、かつ新たに取
替燃料集合体６が装荷される。FIG. 9 shows a refueling method after one more operating cycle has been completed from the core of FIG. 8, and the medium-enrichment fuel assembly 8 and the high-enrichment fuel assembly loaded in the control cell 11 are shown in FIG. A part of the body 9 is removed. The control cell 11 is loaded with a part of the high-enrichment fuel assembly 9 and a replacement fuel assembly 6 is newly loaded.
【００６０】このような燃料交換方法とすることによ
り、濃縮度の高い燃料集合体９ほど長期間炉内で燃焼さ
れるため、炉心平均濃縮度一定の条件で比較すると取出
燃焼度を高くとれる。また、低濃縮度燃料集合体７及び
中濃縮度燃料集合体８は、少なくとも１サイクルは炉心
外周以外の比較的出力が高くなる領域、つまり制御セル
１１で燃焼されるので、濃縮度が低い燃料集合体の燃焼
度が高くなる。According to such a fuel exchange method, since the fuel assemblies 9 having higher enrichment are burned in the furnace for a long period of time, the extraction burnup can be increased when compared under the condition that the average core enrichment is constant. The low-enrichment fuel assembly 7 and the medium-enrichment fuel assembly 8 are burned in a relatively high-output area other than the outer periphery of the core, that is, in the control cell 11 for at least one cycle. The burnup of the aggregate increases.
【００６１】本発明の第２の実施形態による初装荷炉心
を図１０〜図１２により説明する。上記実施形態では、
高濃縮度燃料集合体９を１種類としたが、本実施形態は
平均ウラン濃縮度がほぼ同等でガドリニア濃度やガドリ
ニアを含む燃料棒の本数が異なる複数種類を使用したも
のである。An initially loaded core according to a second embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. In the above embodiment,
Although one type of the high enrichment fuel assembly 9 is used, the present embodiment uses a plurality of types of fuel rods having substantially the same average uranium enrichment and differing in the number of fuel rods including gadolinia concentration and gadolinia.
【００６２】第１の実施形態おいて、高濃縮度燃料燃料
集合体９として図５に示すものに代えて、図１０及び図
１１に示すように二種類の高濃縮度燃料燃料集合体９
１，９２を使用する実施形態が考えられる。ここで、図
１０及び図１１に示す高濃縮度燃料集合体９１，９２
は、平均濃縮度がいずれも図５のものと同じ約４．４ｗ
ｔ％であり、ガドリニアを添加したタイプＧ１，Ｇ２の
燃料棒の本数がそれぞれ２０本、１６本と図５の１８本
と異なっている。In the first embodiment, as shown in FIGS. 10 and 11, two types of high enrichment fuel assemblies 9 are used instead of the high enrichment fuel assemblies 9 shown in FIG.
Embodiments using 1,92 are conceivable. Here, the high enrichment fuel assemblies 91 and 92 shown in FIG. 10 and FIG.
Is about 4.4 w, all of which have the same average enrichment as in FIG.
The number of fuel rods of the types G1 and G2 to which gadolinia was added was different from 20, 16 and 18 in FIG. 5, respectively.
【００６３】ガドリニアを添加した燃料棒の本数が多い
ほど、無限増倍率が減少し、燃料集合体出力が低下する
ため、当該燃料集合体の熱的余裕が大きくなる傾向があ
る。そこで、図１２に示す装荷パターン例のように、濃
縮度の低い制御セル１１から熱中性子が流入して制御セ
ル１１に面した高濃縮度燃料集合体の燃料棒で熱的余裕
が小さくなりやすい位置（制御セル１１に隣接する位
置）には図１０に示すようなガドリニア燃料棒本数の多
い燃料集合体９１を装荷し、熱的に厳しい条件とならな
い位置（上記以外の位置）にはガドリニア燃料棒本数の
少ない燃料集合体９２を装荷することにより、炉心全体
として熱的余裕の増大が可能となる。As the number of gadolinia-added fuel rods increases, the infinite multiplication factor decreases and the output of the fuel assembly decreases, so that the thermal margin of the fuel assembly tends to increase. Therefore, as shown in the example of the loading pattern shown in FIG. 12, thermal neutrons flow from the control cell 11 with low enrichment and the thermal margin tends to be small at the fuel rod of the high enrichment fuel assembly facing the control cell 11. A fuel assembly 91 having a large number of gadolinia fuel rods as shown in FIG. 10 is loaded at a position (a position adjacent to the control cell 11), and a gadolinia fuel is placed at a position where thermal conditions are not severe (other positions). By loading the fuel assemblies 92 having a small number of rods, it is possible to increase the thermal margin of the entire core.
【００６４】なお、初期にガドリニア添加燃料棒の本数
が異なっても、ガドリニアが燃焼した後は同等の特性と
なるので、本発明の燃料交換方法においては上記のガド
リニア添加燃料棒本数の違いは無視して、高濃縮度燃料
集合体として一括し扱うことができる。Even if the number of gadolinia-added fuel rods is initially different, the characteristics are the same after gadolinia is burned. Therefore, in the refueling method of the present invention, the above difference in the number of gadolinia-added fuel rods is ignored. As a result, they can be handled collectively as a high-enrichment fuel assembly.
【００６５】[0065]
【発明の効果】本発明によれば、初装荷炉心において熱
的余裕及び炉停止余裕を確保しつつ、高出力密度化と高
燃焼度化を同時に実現でき、その結果、初装荷炉心の取
出燃焼度を取替炉心並みに保ちつつ、出力密度を高める
ことができ、単位電気出力当たりのプラント建設費を低
減でき、発電コストの低減が可能となる。また、使用済
燃料発生量を低減できる。According to the present invention, high power density and high burnup can be realized simultaneously while securing thermal margin and furnace shutdown margin in the initially loaded core, and as a result, take-out combustion of the initially loaded core The power density can be increased while keeping the power at the same level as the replacement core, the plant construction cost per unit electric power can be reduced, and the power generation cost can be reduced. Further, the amount of spent fuel generated can be reduced.
【図１】本発明の第１の実施形態による沸騰水型原子炉
の初装荷炉心の燃料装荷パターンを示す図（全炉心の１
／４）である。FIG. 1 is a diagram showing a fuel loading pattern of an initially loaded core of a boiling water reactor according to a first embodiment of the present invention (1 of all cores);
/ 4).
【図２】図１に示した第１の実施形態の初装荷炉心にお
ける燃料集合体の構造図である。FIG. 2 is a structural diagram of a fuel assembly in the initially loaded core of the first embodiment shown in FIG.
【図３】図１に示した第１の実施形態の初装荷炉心にお
ける低濃縮度燃料集合体の濃縮度分布図である。FIG. 3 is an enrichment distribution diagram of a low enrichment fuel assembly in the initially loaded core of the first embodiment shown in FIG. 1;
【図４】図１に示した第１の実施形態の初装荷炉心にお
ける中濃縮度燃料集合体の濃縮度分布図である。FIG. 4 is an enrichment distribution diagram of a medium enrichment fuel assembly in the initially loaded core of the first embodiment shown in FIG. 1;
【図５】図１に示した第１の実施形態の初装荷炉心にお
ける高濃縮度燃料集合体の濃縮度分布図である。FIG. 5 is an enrichment distribution diagram of a high enrichment fuel assembly in the initially loaded core of the first embodiment shown in FIG.
【図６】本発明の作用を示す制御セルに装荷した燃料集
合体の平均濃縮度と炉停止余裕の関係特性図である。FIG. 6 is a characteristic diagram showing the relationship between the average enrichment of a fuel assembly loaded in a control cell and the reactor shutdown margin, showing the operation of the present invention.
【図７】本発明の作用を示す燃料集合体の平均濃縮度と
無限増倍率の関係特性図である。FIG. 7 is a characteristic diagram showing the relationship between the average enrichment of a fuel assembly and the infinite multiplication factor, showing the operation of the present invention.
【図８】本発明の燃料交換方法の実施形態を説明する燃
料装荷パターンを示す図（全炉心の１／４）である。FIG. 8 is a diagram (1/4 of the whole core) showing a fuel loading pattern for explaining an embodiment of the refueling method of the present invention.
【図９】同じく燃料交換方法の実施形態を説明する燃料
装荷パターンを示す図（全炉心の１／４）である。FIG. 9 is a diagram (1/4 of the entire core) showing a fuel loading pattern for explaining an embodiment of the refueling method.
【図１０】本発明の第２実施形態による沸騰水型原子炉
の初装荷炉心における２種類の高濃縮度燃料集合体のう
ちの一方のものの濃縮度分布図である。FIG. 10 is an enrichment distribution diagram of one of two types of high enrichment fuel assemblies in an initially loaded core of a boiling water reactor according to a second embodiment of the present invention.
【図１１】同じく第２実施形態による沸騰水型原子炉の
初装荷炉心における２種類の高濃縮度燃料集合体のうち
の他方のものの濃縮度分布図である。FIG. 11 is an enrichment distribution diagram of the other of the two types of high enrichment fuel assemblies in the initially loaded core of the boiling water reactor according to the second embodiment.
【図１２】図１０及び図１１に示した第２実施形態によ
る初装荷炉心の燃料装荷パターンを示す図（全炉心の１
／４）である。FIG. 12 is a view showing a fuel loading pattern of an initially loaded core according to the second embodiment shown in FIGS. 10 and 11 (1 of the entire core);
/ 4).
４ 燃料棒 ５ａ 上部タイプレート ５ｂ 下部タイプレート ５ｃ スペーサ ６ 取替燃料集合体 ７ 低濃縮度燃料集合体（第１の燃料集合体） ８ 中濃縮度燃料集合体（第２の燃料集合体） ９ 高濃縮度燃料集合体（第３の燃料集合体） １１ 制御セル ２１ 炉心最外周 ３１ それ以外の領域 ５１ａ 制御棒（運転中に挿入する制御棒） ５１ｂ 制御棒（運転中に挿入しない制御棒） ５２ ウォータロッド ５３ チャンネルボックス ９１，９２ 高濃縮度燃料集合体（第３の燃料集合体） Ｇ１，Ｇ２ ガドリニア入り燃料棒 Ｐ 部分長燃料棒 Reference Signs List 4 fuel rod 5a upper tie plate 5b lower tie plate 5c spacer 6 replacement fuel assembly 7 low enrichment fuel assembly (first fuel assembly) 8 medium enrichment fuel assembly (second fuel assembly) 9 Highly enriched fuel assembly (third fuel assembly) 11 Control cell 21 Outermost circumference of core 31 Other area 51a Control rod (control rod inserted during operation) 51b Control rod (control rod not inserted during operation) 52 Water rod 53 Channel box 91,92 Highly enriched fuel assembly (third fuel assembly) G1, G2 Fuel rod with gadolinia P Partial length fuel rod
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.7 識別記号 ＦＩ テーマコート゛(参考） Ｇ２１Ｃ 3/30 Ｙ 3/32 Ｇ (72)発明者 配川 勝正 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 小山 淳一 茨城県日立市大みか町七丁目２番１号 株 式会社日立製作所電力・電機開発研究所内──────────────────────────────────────────────────の Continued on the front page (51) Int.Cl. 7 Identification FI FI Theme Court ゛ (Reference) G21C 3/30 Y 3/32 G (72) Inventor Katsumasa Narikawa 3-chome, Saimachi, Hitachi-shi, Ibaraki 1 Atomic Energy Division, Hitachi, Ltd. (72) Inventor Junichi Koyama 7-2-1, Omika-cho, Hitachi City, Ibaraki Pref.
Claims (7)
合体間に配置される複数の制御棒を備え、前記複数の制
御棒が運転中に挿入する制御棒とそれ以外の制御棒を有
する沸騰水型原子炉の初装荷炉心において、 前記複数の燃料集合体は、前記運転中に挿入する制御棒
の周囲に装荷する第１の燃料集合体と、炉心最外周に装
荷する第２の燃料集合体と、それ以外の領域に装荷する
第３の燃料集合体とを含み、 前記第１、第２、第３の燃料集合体は、それぞれの平均
ウラン濃縮度が、 第１の燃料集合体＜第２の燃料集合体＜第３の燃料集合
体 の関係になるように構成され、 前記第１の燃料集合体及び第２の燃料集合体には可燃性
吸収材を添加せず、前記第３の燃料集合体には可燃性吸
収材を添加したことを特徴とする沸騰水型原子炉の初装
荷炉心。1. A fuel cell comprising a plurality of fuel assemblies and a plurality of control rods disposed between the plurality of fuel assemblies, wherein the plurality of control rods include a control rod inserted during operation and other control rods. In the initially loaded core of a boiling water reactor, the plurality of fuel assemblies are a first fuel assembly loaded around a control rod inserted during the operation, and a second fuel loaded on the outermost periphery of the core. An assembly, and a third fuel assembly loaded in the other area, wherein the first, second, and third fuel assemblies each have an average uranium enrichment of the first fuel assembly. The second fuel assembly is configured to have a relationship of <third fuel assembly, and the first fuel assembly and the second fuel assembly are not added with a combustible absorbent, Initial installation of a boiling water reactor characterized by adding a combustible absorbent to the fuel assembly of No. 3. The reactor core.
心において、前記第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度
を１．８ｗｔ％以下としたことを特徴とする沸騰水型原
子炉の初装荷炉心。2. The boiling water reactor according to claim 1, wherein the first fuel assembly has an average uranium enrichment of 1.8 wt% or less. First loading core of the furnace.
装荷炉心において、前記第２の燃料集合体の平均ウラン
濃縮度を２．５ｗｔ％以下としたことを特徴とする沸騰
水型原子炉の初装荷炉心。3. The boiling water reactor according to claim 1, wherein the second fuel assembly has an average uranium enrichment of 2.5 wt% or less. The first loading core of a nuclear reactor.
型原子炉の初装荷炉心において、前記第１、第２、第３
の燃料集合体で構成される炉心の平均ウラン濃縮度を
３．６ｗｔ％以上としたことを特徴とする沸騰水型原子
炉の初装荷炉心。4. An initially loaded core of a boiling water reactor according to claim 1, wherein the first, second, and third cores are provided.
An initial loading core of a boiling water reactor, wherein an average uranium enrichment of a core composed of the fuel assemblies is set to 3.6 wt% or more.
型原子炉の初装荷炉心において、前記第１、第２、第３
の燃料集合体で構成される炉心の定格出力運転時の出力
密度を５１ｋＷ／リットル以上としたことを特徴とする沸騰
水型原子炉の初装荷炉心。5. The initially loaded core of a boiling water reactor according to claim 1, wherein the first, second, and third cores are loaded.
A power core for a boiling water reactor, wherein the power density of the core constituted by the fuel assembly of the above (1) at the time of rated power operation is 51 kW / liter or more.
型原子炉の初装荷炉心において、前記第３の燃料集合体
をウラン濃縮度が同等で可燃性吸収材を添加した燃料棒
の濃度または本数が異なる複数種類の燃料集合体とした
ことを特徴とする沸騰水型原子炉の初装荷炉心。6. The fuel as claimed in claim 1, wherein the third fuel assembly has the same uranium enrichment and a flammable absorbent added thereto. An initially loaded core for a boiling water reactor, comprising a plurality of types of fuel assemblies having different rod concentrations or rod numbers.
型原子炉の初装荷炉心の燃料交換方法において、最初の
燃料交換時に前記第１の燃料集合体を未照射の第４の燃
料集合体で置き換えると共に、照射済みの前記第２の燃
料集合体を前記運転中に挿入する制御棒の周囲に装荷す
ることを特徴とする燃料交換方法。7. The refueling method for an initially loaded core of a boiling water reactor according to any one of claims 1 to 6, wherein the first fuel assembly is unirradiated during the first refueling. And replacing the irradiated second fuel assembly around a control rod to be inserted during the operation.
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