JP3126402B2 - Reactor core - Google Patents

Reactor core

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JP3126402B2
JP3126402B2 JP03059272A JP5927291A JP3126402B2 JP 3126402 B2 JP3126402 B2 JP 3126402B2 JP 03059272 A JP03059272 A JP 03059272A JP 5927291 A JP5927291 A JP 5927291A JP 3126402 B2 JP3126402 B2 JP 3126402B2
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fuel
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reactor core
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    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

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

［発明の目的］ [Object of the invention]

【０００１】[0001]

【産業上の利用分野】本発明は、沸騰水型原子炉に用い
られる原子炉炉心に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a reactor core used for a boiling water reactor.

【０００２】[0002]

【従来の技術】沸騰水型原子炉（以下、ＢＷＲという）
の初装荷炉心は、特開昭６０−１３２８３号に開示され
ているように、複数種類の濃縮度の燃料集合体を組み合
わせて構成している。この時、燃料集合体内の全流体流
通量における気泡の割合を示す平均ボイド率（以下ボイ
ド率という）に対する反応度の変化は燃料集合体の濃縮
度によって異なる。燃料集合体の濃縮度が低い場合、燃
料集合体のボイド率増加に対する反応度の変化（以下、
ボイド反応度という）がプラスの符号となることかがあ
る。つまり、他の濃縮度の高い燃料集合体とはボイド反
応度が逆の符号となる場合がある。しかしながら、従来
の方式では、低い濃縮度の燃料集合体は平均的に出力が
低いためボイド率が低く、逆に高い濃縮度の燃料集合体
は、濃縮度の低い燃料集合体に比べ出力が高く、このた
めボイド率が高くなっていた。この結果として、従来の
燃料集合体は、炉心の平均として反応度を抑制している
ことになり燃焼効率上損失があった。2. Description of the Related Art A boiling water reactor (hereinafter referred to as BWR)
As described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 60-13283, the first loaded core is constructed by combining a plurality of types of fuel assemblies with enrichment. At this time, a change in reactivity with respect to an average void ratio (hereinafter, referred to as a void ratio) indicating a ratio of bubbles in the entire fluid flow amount in the fuel assembly differs depending on the enrichment of the fuel assembly. When the enrichment of the fuel assembly is low, the change in reactivity to the increase in the void fraction of the fuel assembly (hereinafter, referred to as
Void reactivity) may be a plus sign. That is, the void reactivity may have the opposite sign to that of another fuel assembly having a high enrichment. However, in the conventional method, a low enrichment fuel assembly has a low void ratio due to an average low output, and conversely, a high enrichment fuel assembly has a higher output than a low enrichment fuel assembly. Therefore, the void ratio was high. As a result, in the conventional fuel assembly , the reactivity is suppressed as an average of the core, and there is a loss in combustion efficiency.

【０００３】また、ＢＷＲ用の燃料集合体では、濃縮度
の違い以外にもボイド反応度の符号が異なる組み合わせ
の炉心も構成されている。例えば、ウォータロッドの本
数が多い燃料集合体とウォータロッドの本数が少ない燃
料集合体では、前者のボイド反応度がプラス、後者のボ
イド反応度がマイナスとできる。このような場合には、
ボイド反応度がプラスの燃料集合体の流量を抑制し、ボ
イドを発生させることが反応度上好ましいが、従来、こ
の点については考えられていなかった。[0003] In addition, in a fuel assembly for a BWR, a combination of cores having different signs of void reactivity other than the difference in enrichment is also configured. For example, in a fuel assembly having a large number of water rods and a fuel assembly having a small number of water rods, the former void reactivity can be plus and the latter void reactivity can be minus. In such a case,
It is preferable in terms of reactivity to suppress the flow rate of the fuel assembly having a positive void reactivity and generate voids, but this has not been considered in the past.

【０００４】[0004]

【発明が解決しようとする課題】この様に、従来の原子
炉炉心では、燃料集合体のボイド反応度について、燃焼
効率上の考慮はなされていなかった。As described above, in the conventional reactor core, no consideration has been given to the combustion efficiency of the void reactivity of the fuel assembly.

【０００５】本発明は上記事情に鑑みてなされたもので
あり、燃料集合体のボイド反応度の違いを利用して炉心
の反応度を大きくし、燃焼効率の高い原子炉炉心を提供
することにある。［発明の構成］The present invention has been made in view of the above circumstances, and an object of the present invention is to provide a reactor core having high combustion efficiency by increasing the reactivity of the core by utilizing the difference in the void reactivity of the fuel assemblies. is there. [Configuration of the Invention]

【０００６】[0006]

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明に係る原子炉炉心は、内部にウォーターロッ
ドを多数配置してなり燃料集合体内の全流体通量におけ
る気泡の割合を示す平均ボイド率の増加に対し燃料集合
体の無限増倍率が増加する第１の燃料集合体と、内部に
ウォーターロッドを前記第１の燃料集合体中のウォータ
ーロッド本数より少数配置してなり前記平均ボイド率の
増加に対し燃料集合体の無限増倍率が減少する第２の燃
料集合体を組み合わせて成り、前記第１の燃料集合体を
通過する冷却水の流路抵抗を前記第２の燃料集合体を通
過する冷却水の流路抵抗より大きくしたことを特徴とす
る。また、平均濃縮度が１．２重量％未満の第１の燃料
集合体と、平均濃縮度が１．２重量％より大きい第２の
燃料集合体を組み合わせて成り、前記第１の燃料集合体
を通過する冷却水の流路抵抗を前記第２の燃料集合体を
通過する冷却水の流路抵抗より大きくしたことを特徴と
する。In order to achieve the above object, a reactor core according to the present invention has a water lock inside.
A first fuel assembly increases infinite multiplication factor of the fuel assembly to increase the average void ratio indicating the proportion of air bubbles in all fluids passing amount of the fuel assembly becomes disposed multiple de, inside
A water rod in the first fuel assembly
Made by combining the second fuel assemblies decreases infinite multiplication factor of the fuel assembly with respect to a small number increased location to become the average void fraction than Roddo number, it passes in front Symbol first fuel assembly cooling water The flow path resistance of the cooling water passing through the second fuel assembly is made larger than the flow path resistance of the second fuel assembly. Further, the first fuel assembly comprises a first fuel assembly having an average enrichment of less than 1.2% by weight and a second fuel assembly having an average enrichment of more than 1.2% by weight. The flow path resistance of the cooling water passing through the second fuel assembly is made larger than the flow path resistance of the cooling water passing through the second fuel assembly.

【０００７】[0007]

【作用】以上のような構成の原子炉炉心においては、第
１の燃料集合体と第２の燃料集合体の流路抵抗を変える
ことにより、第１と第２の燃料集合体の間に圧力損失の
違いが生じ、冷却材の流量が異なってくる。この冷却材
の流量が多いほど冷却能力が高まるためボイド率が低く
なり、逆に流量の少ないものはボイド率が高くなる。一
方、ＢＷＲ用の燃料集合体の場合、燃料と減速材の比率
の違いや燃料集合体の平均濃縮度の違いによってボイド
率に対する反応度変化の符号が異なり、また同一の燃料
集合体の場合でも、炉内の滞在期間が異なってくること
がある。このような場合、原子炉炉心内の燃料集合体の
間のボイド率に差を設けることによって、効率的な燃焼
を行うことができる。すなわち、燃料集合体の構造に差
を設けて圧力損失係数を変えることによりボイド率を制
御して燃料集合体の燃焼効率を上げることができる。In the reactor core configured as described above, the pressure between the first and second fuel assemblies is changed by changing the flow path resistance between the first fuel assembly and the second fuel assembly. Differences in losses occur, resulting in different coolant flow rates. The higher the flow rate of the coolant, the higher the cooling capacity, and the lower the void ratio, and the lower the flow rate, the higher the void ratio. On the other hand, in the case of a fuel assembly for a BWR, the sign of the change in reactivity with respect to the void fraction differs due to the difference in the ratio of fuel and moderator and the difference in the average enrichment of the fuel assembly, and even in the case of the same fuel assembly. However, the length of stay in the furnace may vary. In such a case, efficient combustion can be performed by providing a difference in the void ratio between the fuel assemblies in the reactor core. That is, by providing a difference in the structure of the fuel assembly and changing the pressure loss coefficient, the void ratio can be controlled to increase the combustion efficiency of the fuel assembly.

【０００８】つまり、燃料集合体の無限増倍率が燃料集
合体のボイド率増加に対し増加する第１の燃料集合体で
は、流路抵抗を大きくしているため、圧力損失が大きく
なり、冷却材の流量は小さくなる。このためボイド率は
大きくなり、反応度が大きくなる。また、燃料集合体の
無限増倍率が燃料集合体のボイド率増加に対し増加する
第２の燃料集合体では、流路抵抗を小さくしているた
め、圧力損失が小さくなり、冷却材の流量は大きくな
る。このためボイド率は小さくなり、反応度が大きくな
る。よって原子炉炉心の反応度が大きくなり燃焼効率を
上げることができる。That is, in the first fuel assembly in which the infinite multiplication factor of the fuel assembly increases as the void ratio of the fuel assembly increases, the flow resistance is increased, so that the pressure loss increases and the coolant Flow rate becomes small. For this reason, the void ratio increases, and the reactivity increases. In the second fuel assembly, in which the infinite multiplication factor of the fuel assembly increases with respect to the increase of the void fraction of the fuel assembly, the flow resistance is reduced, so that the pressure loss is reduced and the flow rate of the coolant is reduced. growing. For this reason, the void ratio decreases and the reactivity increases. Therefore, the reactivity of the reactor core increases, and the combustion efficiency can be increased.

【０００９】また、燃料集合体の濃縮度はボイド反応度
に大きい影響があり、濃縮度の減少とともにボイド反応
度がプラス方向に増加する。ここで、燃料集合体の無限
増倍率と濃縮度の関係を二次元拡散燃焼プログラムによ
って検討すると、燃料集合体の平均濃縮度が1.2 重量％
を境にボイド反応度がプラスとマイナスに変化してい
る。すなわち、平均濃縮度が1.2 重量％未満の第１の燃
料集合体と1.2 重量％より大きい第２の燃料集合体を組
み合わせた原子炉炉心では、第１と第２の燃料集合体の
間の流路抵抗を変えることにより、原子炉炉心の反応度
を変えることが可能である。[0009] The enrichment of the fuel assembly has a great effect on the void reactivity, and the void reactivity increases in the positive direction as the enrichment decreases. Here, when the relationship between the infinite multiplication factor and the enrichment of the fuel assembly is examined by a two-dimensional diffusion combustion program, the average enrichment of the fuel assembly is 1.2% by weight.
The void reactivity changes to plus and minus after the boundary. That is, in a reactor core in which a first fuel assembly having an average enrichment of less than 1.2% by weight and a second fuel assembly having an average enrichment of less than 1.2% by weight, the flow between the first and second fuel assemblies is increased. By changing the path resistance, it is possible to change the reactivity of the reactor core.

【００１０】[0010]

【実施例】以下、本発明に係る原子炉炉心の一実施例を
図面を参照しながら説明する。図１（ａ）は本発明の第
１実施例に係る原子炉炉心を構成する第１の燃料集合体
の縦断面図であり、図１（ｂ）は本発明の第１実施例に
係る原子炉炉心を構成する第２の燃料集合体の縦断面図
である。DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS An embodiment of a nuclear reactor core according to the present invention will be described below with reference to the drawings. FIG. 1A is a longitudinal sectional view of a first fuel assembly constituting a nuclear reactor core according to a first embodiment of the present invention, and FIG. It is a longitudinal section of the 2nd fuel assembly which constitutes a reactor core.

【００１１】図１（ａ）において、第１の燃料集合体１
は、８行８列に規則的に配列された燃料棒２を収容して
いる。この燃料棒２は上端部を上部タイプレート３で下
側部を下部タイプレート４により支持されており、さら
にこの燃料棒２の中間部は中間スペーサ５を複数個配設
して支持することにより燃料棒２の間隔を一定に保って
いる。これらの燃料棒２の集合体はチャンネルボックス
６内に収容されている。図１（ｂ）に、第２の燃料集合
体１０を示す。なお、図中、図１（ａ）と同一部分には
同一符号で示し、重複する部分の説明は省略する。In FIG. 1A, a first fuel assembly 1
Contains fuel rods 2 regularly arranged in 8 rows and 8 columns. The fuel rod 2 has an upper end supported by an upper tie plate 3 and a lower side supported by a lower tie plate 4, and an intermediate portion of the fuel rod 2 provided with a plurality of intermediate spacers 5 and supported. The interval between the fuel rods 2 is kept constant. An assembly of these fuel rods 2 is housed in a channel box 6. FIG. 1B shows a second fuel assembly 10. In the drawing, the same portions as those in FIG. 1A are denoted by the same reference numerals, and the description of the overlapping portions will be omitted.

【００１２】ここで図１（ａ）における第１の燃料集合
体１の下部タイプレート４の冷却材の流路７は、図１
（ｂ）における第２の燃料集合体１０の下部タイプレー
ト１１の冷却材の流路８に比べ狭くなっている。つま
り、第１の燃料集合体１の冷却材の流路抵抗が第２の燃
料集合体の冷却材の流路抵抗よりも大きくなっている。Here, the coolant flow path 7 of the lower tie plate 4 of the first fuel assembly 1 in FIG.
It is narrower than the flow path 8 of the coolant of the lower tie plate 11 of the second fuel assembly 10 in (b). That is, the flow resistance of the coolant of the first fuel assembly 1 is larger than the flow resistance of the coolant of the second fuel assembly.

【００１３】図２は、本発明の第１実施例に係る原子炉
炉心の４分の１に略して示す炉心の概略平面図である。
図２において、炉心２０は複数の濃縮タイプの燃料から
構成され、また運転中に制御棒（図示せず）が挿入され
る位置にはコントロール・セル２１が配設されている。
炉心２０は３種類の濃縮度タイプの燃料から構成され、
低濃縮タイプ１燃料２２が炉心の周辺部に１層配置さ
れ、またコントロール・セル２１の位置にも配置され、
それ以外にも一部配置されている。高濃縮度タイプ３燃
料２４は炉心周辺部より一列内側に主として配置され、
また中濃縮度タイプ２燃料２３は炉心の内側に分散して
配置される。ここで低濃縮度タイプ１燃料２２には平均
濃縮度1.0 重量％ウラン濃縮度を用い、中濃縮度タイプ
２燃料２３には平均濃縮度2.5 重量％ウラン濃縮度、高
濃縮度タイプ３燃料には3.5 重量％ウラン濃縮度を用い
ている。さらに低濃縮度タイプ１燃料は第１の燃料集合
体１であり、中濃縮度タイプ２燃料および高濃縮度タイ
プ３燃料は第２の燃料集合体１０である。FIG. 2 is a schematic plan view of a reactor core according to a first embodiment of the present invention, which is schematically shown as a quarter of the reactor core.
In FIG. 2, a core 20 is composed of a plurality of enriched fuels, and a control cell 21 is provided at a position where a control rod (not shown) is inserted during operation.
The core 20 is composed of three types of enrichment type fuels,
A low-enrichment type 1 fuel 22 is arranged in one layer around the core and also at the position of the control cell 21,
Other parts are also arranged. The high enrichment type 3 fuel 24 is mainly disposed one line inside from the periphery of the core,
Further, the medium enrichment type 2 fuel 23 is dispersed and arranged inside the core. Here, an average enrichment of 1.0% by weight uranium enrichment is used for the low enrichment type 1 fuel 22, an average enrichment of 2.5% by weight uranium enrichment is used for the medium enrichment type 2 fuel 23, and for the high enrichment type 3 fuel. A 3.5 wt% uranium enrichment is used. Further, the low enrichment type 1 fuel is the first fuel assembly 1, and the medium enrichment type 2 fuel and the high enrichment type 3 fuel are the second fuel assembly 10.

【００１４】ここで、図３にウラン濃縮度と炉心滞在期
間平均無限増倍率の関係についてボイド率０％とボイド
率70％の状態で比較したグラフを示す。図３において、
ウラン濃縮度が1.2 重量％未満では、ボイド率増加に伴
い炉心滞在期間平均無限増倍率が増加し、また1.2 重量
％より大きい場合には、ボイド率増加に伴い炉心滞在期
間平均無限増倍率が減少している。つまり、1.2 重量％
を境にボイド反応度がプラスとマイナスに変化している
ことがわかる。FIG. 3 is a graph showing the relationship between the uranium enrichment and the average infinite multiplication factor during the core stay period when the void ratio is 0% and the void ratio is 70%. In FIG.
If the uranium enrichment is less than 1.2% by weight, the average infinite multiplication factor during the core stay period increases with an increase in the void fraction. are doing. That is, 1.2% by weight
It can be seen that the void reactivity has changed between plus and minus after.

【００１５】これにより、低濃縮度タイプ１燃料は濃縮
度1.0 重量％としたため、平均ボイド率増加に対し無限
増倍率が増加し、さらに冷却水の流路抵抗が大きい第１
の燃料集合体となっている。また、中濃縮度タイプ２燃
料および高濃縮度タイプ３燃料は濃縮度がそれぞれ、2.
5 重量％および3.5重量％としたため、ボイド率増加に
対し無限増倍率が減少し、さらに冷却材の流路抵抗は第
１の燃料集合体に比べ小さい第２の燃料集合体となって
いる。これらの燃料のうち、低濃縮度タイプ１燃料は初
装荷第１サイクル終了時で取り出され、中濃縮度タイプ
２燃料及び高濃縮度タイプ３燃料は、次サイクルで順
次、取り出される。As a result, since the low enrichment type 1 fuel has an enrichment of 1.0% by weight, the infinite multiplication factor is increased with respect to the increase in the average void ratio, and the first flow resistance of the cooling water is large.
Fuel assembly. The medium enrichment type 2 fuel and the high enrichment type 3 fuel have the enrichment of 2.
Since the weight ratio is set to 5% by weight and 3.5% by weight, the infinite multiplication factor decreases with an increase in the void ratio, and the flow path resistance of the coolant is a second fuel assembly smaller than that of the first fuel assembly. Of these fuels, the low enrichment type 1 fuel is taken out at the end of the first cycle of the first loading, and the medium enrichment type 2 fuel and the high enrichment type 3 fuel are taken out sequentially in the next cycle.

【００１６】図４に二次元拡散燃料計算プログラムによ
り求めた低濃縮度タイプ１燃料のボイド率０％とボイド
率70％時の無限増倍率と燃焼度の関係を示す。図４にお
いて、無限増倍率は炉心に滞在している期間中、ボイド
率の高い70％時の方が常に大きい値となる。また、図５
に中濃縮度タイプ２燃料のボイド率０％とボイド率70％
時の無限増倍率と燃焼度の関係を示す。中濃縮度タイプ
２燃料の濃縮度は２．５重量％であり、ボイド率増加に
対する反応度変化はマイナスとなる。図５において、無
限増倍率は炉心に滞在している期間の平均では、ボイド
率の高い７０％時の方が小さい値となる。さらに、高濃
縮度タイプ３の濃縮度は3.5 重量％であり明らかに無限
増倍率は大半の燃焼度の期間ボイド率の高い70％時の方
が常に小さい値となる。FIG. 4 shows the relationship between the infinite multiplication factor and the burnup of the low enrichment type 1 fuel at a void ratio of 0% and a void ratio of 70% obtained by the two-dimensional diffusion fuel calculation program. In FIG. 4, the infinite multiplication factor is always larger when the void ratio is high at 70% during the period of staying in the core. FIG.
0% void ratio and 70% void ratio for medium enrichment type 2 fuel
The relationship between the infinite multiplication factor at the time and the burnup is shown. The enrichment of the medium enrichment type 2 fuel is 2.5% by weight, and the change in reactivity to an increase in the void fraction is negative. In FIG. 5, the infinite multiplication factor has a smaller value when the void ratio is high at 70% on average during the period of staying in the core. Further, the enrichment of the high enrichment type 3 is 3.5% by weight, and the infinite multiplication factor is obviously smaller at 70% where the void ratio is high during the period of most of the burnup.

【００１７】このような濃縮度の組み合わせに対して、
低濃縮度タイプ１の燃料には、圧力損失の大きい下部タ
イプレートが、中濃縮度タイプ２の燃料および高濃縮度
タイプ３の燃料には圧力損失の小さい下部タイプレート
が用いられているため、低濃縮度タイプ１燃料には、中
濃縮度タイプ２の燃料および高濃縮度タイプ３の燃料と
比較して冷却材が流れにくくなり、ボイド率が増加す
る。逆に、中濃縮度タイプ２の燃料および高濃縮度タイ
プ３の燃料は冷却材の流量が多くボイド率が減少する。
三次元ＢＷＲ核熱計算プログラムにより、運転時の燃料
集合体ごとの平均ボイド率を求めた結果を表１に示す。
これは、従来例に対しての本発明における第一実施例に
係る原子炉炉心の各濃縮度タイプの燃料集合体ごとのボ
イド率変動を示したものである。For such a combination of enrichments,
The lower tie plate having a large pressure loss is used for the low enrichment type 1 fuel, and the lower tie plate having a small pressure loss is used for the medium enrichment type 2 fuel and the high enrichment type 3 fuel. In the low enrichment type 1 fuel, the coolant is less likely to flow as compared with the medium enrichment type 2 fuel and the high enrichment type 3 fuel, and the void ratio is increased. Conversely, the fuel of the medium enrichment type 2 and the fuel of the high enrichment type 3 have a large coolant flow rate and a reduced void fraction.
Table 1 shows the results obtained by using the three-dimensional BWR nuclear heat calculation program to determine the average void fraction for each fuel assembly during operation.
This shows the variation of the void fraction for each fuel assembly of each enrichment type of the nuclear reactor core according to the first embodiment of the present invention with respect to the conventional example.

【００１８】[0018]

【表１】 [Table 1]

【００１９】上述したように、低濃縮度タイプ１燃料の
ボイド率が増加したことにより無限増倍率が増加し、ま
た、中濃縮度タイプ２燃料および高濃縮度タイプ３燃料
についてもボイド率が低下したことにより、無限増倍率
が増加する。この結果、炉心平均の無限増倍率も増加
し、従来と同じ濃縮度の燃料を用いた時と比べ運転サイ
クルの運転期間を長くすることができる。また、運転期
間を変えない場合には、燃料集合体全体の平均濃縮度を
下げることができる。以上により、原子炉炉心の反応度
を大きくし、燃料の性能を向上させることができる。As described above, the infinite multiplication factor increases due to the increase in the void fraction of the low-enrichment type 1 fuel, and the void fraction also decreases for the medium-enrichment type 2 fuel and the high-enrichment type 3 fuel. As a result, the infinite multiplication factor increases. As a result, the infinite multiplication factor of the core average also increases, and the operation period of the operation cycle can be extended as compared with the case where the fuel with the same enrichment as before is used. If the operation period is not changed, the average enrichment of the entire fuel assembly can be reduced. As described above, the reactivity of the reactor core can be increased, and the performance of the fuel can be improved.

【００２０】次に、本発明の第２実施例に係る原子炉炉
心の４分の１に省略した炉心の概略平面図を図６に示
し、以下に説明する。図６において、炉心３０は、平均
濃縮度3.0重量％でありかつ燃料集合体中のウォータロ
ッドの本数が異なる４種類の燃料集合体から構成されて
いる。この４種類の燃料集合体は、ウォータロッド１本
の燃料集合体２５、ウォータロッド９本の燃料集合体２
６、ウォータロッド13本の燃料集合体２７、ウォータロ
ッド25本の燃料集合体２８であり、これらの燃料集合体
の横断面図をそれぞれ図７（ａ），（ｂ），（ｃ），
（ｄ）に示す。図７において、燃料集合体２５〜２８は
９行９列で構成されウォータロッドの本数と位置が異な
っている。これらの燃料集合体２５〜２８から構成され
る炉心では、ウォータロッド25本の燃料集合体２８は炉
心の中央に配置され、またコントロールセル２９の位置
に配置されている。ウォータロッド13本の燃料集合体２
７は炉心の内側に主に配置されている。またウォータロ
ッド９本および１本の燃料集合体２６，２５は炉心の周
辺および中央に配置されている。[0020]Next, a nuclear reactor according to a second embodiment of the present invention
Fig. 6 shows a schematic plan view of the core omitted in a quarter of the core.
And will be described below.In FIG. 6, the core 30 has an average
Watero with enrichment of 3.0% by weight and in the fuel assembly
Is composed of four types of fuel assemblies with different numbers of fuel
I have. These four types of fuel assemblies consist of one water rod
Fuel assembly 25, 9 water rods fuel assembly 2
6. Fuel rod 27 with 13 water rods, water rod
25 fuel assemblies 28, and these fuel assemblies 28
The cross section of7 (a), (b), (c),
(D). In FIG. 7, fuel assemblies 25 to28Is
It consists of 9 rows and 9 columns and the number and position of the water rods are different.
ing. These fuel assemblies 25-28Composed of
In the reactor core, the fuel assemblies 28 with 25 water rods
Placed in the center of the heart, and the position of the control cell 29
Are located in Fuel rod 2 with 13 water rods
7 is mainly disposed inside the core. Also Wateraro
9 fuel rods and one fuel assembly 26, 25
It is located on the sides and center.

【００２１】これらの燃料集合体は、第一運転サイクル
終了時にはウォータロッド本数が25本の燃料集合体２８
を取り出し、次の運転サイクル終了時にはウォータロッ
ド本数が13本の燃料集合体２７を取り出すというように
順次ウォータロッドの本数の多い順に取り出していく。At the end of the first operation cycle, these fuel assemblies have a fuel rod 28 with 25 water rods.
Are taken out, and at the end of the next operation cycle, the fuel assemblies 27 having 13 water rods are taken out in order of increasing number of water rods.

【００２２】また、これらの燃料集合体では、ウォータ
ロッド25本の燃料集合体２８には燃料棒の間隔を維持す
るためのスペーサを10コ使用し、ウォータロッド13本の
燃料集合体２７にはスペーサを９コ、ウォータロッド９
本の燃料集合体２６にはスペーサを８コ、ウォータロッ
ド１本の燃料集合体２５にはスペーサを７コ使用してい
る。Further, in these fuel assemblies, ten spacers for maintaining the interval between the fuel rods are used for the fuel assembly 28 having 25 water rods, and the fuel assembly 27 having 13 water rods is used for the fuel assembly 27 having 13 water rods. 9 spacers, water rod 9
Eight spacers are used for one fuel assembly 26, and seven spacers are used for the fuel assembly 25 with one water rod.

【００２３】このような燃料集合体においては、同一濃
縮度の燃料集合体でもウォータロッドの本数が異なるこ
とにより、ボイド反応度がプラスの場合とマイナスの場
合がある。図８にウォータロッド本数と無限増倍率の関
係をボイド率０％とボイド率70％時について示す。図８
において、ウォータロッド本数が１本の場合ではボイド
反応度はマイナスとなっているがウォータロッド本数が
25本の場合ではボイド反応度はプラスである。In such a fuel assembly, even if the fuel assemblies have the same enrichment, the void reactivity may be positive or negative due to the different number of water rods. FIG. 8 shows the relationship between the number of water rods and the infinite multiplication factor when the void ratio is 0% and the void ratio is 70%. FIG.
In the case where the number of water rods is 1, the void reactivity is negative, but the number of water rods is
In the case of 25 tubes, the void reactivity is positive.

【００２４】一方、本実施例に係る原子炉炉心ではウォ
ータロッドの本数が多いほどスペーサの数を多く設置し
ており、スペーサの流路抵抗によってスペーサが多いほ
ど冷却材の流路抵抗が大きくなっている。このため、ス
ペーサの数が共通である従来のものと比較して冷却材の
流量が少なくなる。On the other hand, in the reactor core according to the present embodiment, the number of spacers is increased as the number of water rods increases, and the flow resistance of the coolant increases as the number of spacers increases due to the flow resistance of the spacers. ing. For this reason, the flow rate of the coolant is smaller than that of the conventional one having the same number of spacers.

【００２５】このようにウォータロッドの本数が多いほ
ど、ボイド率が高くなり、ボイド反応度プラスであるウ
ォータロッド25本の燃料集合体では反応度が増加する。
他の燃料集合体についても同様な理由から反応度が増加
し、炉心全体の反応度が高くなる。従って、第２実施例
においても、第１実施例と同様な作用・効果を得ること
ができる。As described above, as the number of the water rods increases, the void ratio increases, and the reactivity increases in the fuel assembly having 25 water rods having a void reactivity of plus.
The reactivity of other fuel assemblies increases for the same reason, and the reactivity of the entire core increases. Therefore, in the second embodiment, the same operation and effect as those in the first embodiment can be obtained.

【００２６】なお、第２実施例ではスペーサの個数をウ
ォータロッドの本数によって変化させた例について示し
たが、ボイド反応度の大きさおよび符号は燃料と減速材
の比率により変化するものであるから、ウォータロッド
の直径や燃料棒の直径によって燃料集合体の圧力損失係
数を変える場合も同様である。また、圧力損失係数を変
化させるためには第１実施例における下部タイプレート
を使用することもできる。なお、スペーサ部材の肉厚を
厚くすえることや、下部タイプレートに冷却材の流路抵
抗となる突起を設けることによっても圧力損失係数を増
加させることができる。In the second embodiment, an example is shown in which the number of spacers is changed according to the number of water rods. However, the magnitude and sign of the void reactivity change depending on the ratio of fuel and moderator. The same applies when the pressure loss coefficient of the fuel assembly is changed depending on the diameter of the water rod or the diameter of the fuel rod. In order to change the pressure loss coefficient, the lower tie plate in the first embodiment can be used. The pressure loss coefficient can also be increased by increasing the thickness of the spacer member or by providing a projection on the lower tie plate as a flow path resistance of the coolant.

【００２７】[0027]

【発明の効果】上述のように、本発明によれば、ボイド
反応度プラスの燃料集合体のボイド率を上げた燃料集合
体とボイド反応度マイナスの燃料集合体のボイド率を下
げた燃料集合体を組み合わせた原子炉炉心なので、燃料
集合体個々の燃焼度を上げることができるので、原子炉
炉心の燃焼性能を向上させることができる。As described above, according to the present invention, a fuel assembly having an increased void fraction of a fuel assembly having a void reactivity plus a fuel assembly having a reduced void fraction of a fuel assembly having a void reactivity of minus. Since the reactor core is a combination of the reactor cores, the burnup of each fuel assembly can be increased, so that the combustion performance of the reactor core can be improved.

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

【図１】（ａ）および（ｂ）は本発明の第１実施例に係
る原子炉炉心を構成する第１および第２の燃料集合体の
縦断面図。FIGS. 1A and 1B are longitudinal sectional views of first and second fuel assemblies constituting a reactor core according to a first embodiment of the present invention.

【図２】本発明の第１実施例に係る原子炉炉心の燃料集
合体の配置を示す４分の１概略平面図。FIG. 2 is a schematic quarter plan view showing the arrangement of the fuel assemblies of the reactor core according to the first embodiment of the present invention.

【図３】本発明の第１実施例に係る原子炉炉心の燃料集
合体のウラン濃縮度と炉心滞在期間平均無限増倍率の関
係を示す特性図。FIG. 3 is a characteristic diagram showing the relationship between the uranium enrichment of the fuel assembly of the reactor core and the average infinite multiplication factor during the core stay period according to the first embodiment of the present invention.

【図４】本発明の第１実施例に係る原子炉炉心の燃料集
合体の低濃縮度タイプ１燃料のボイド率変化による無限
増倍率と燃焼度の関係を示す特性図。FIG. 4 is a characteristic diagram showing a relationship between an infinite multiplication factor and a burnup due to a change in a void fraction of a low enrichment type 1 fuel in a fuel assembly of a nuclear reactor core according to the first embodiment of the present invention.

【図５】本発明の第１実施例に係る原子炉炉心の燃料集
合体の中濃縮度タイプ２のボイド率変化による無限増倍
率と燃焼度の関係を示す特性図。FIG. 5 is a characteristic diagram showing a relationship between an infinite multiplication factor and a burnup due to a change in the void fraction of a fuel enrichment type 2 of the nuclear reactor core according to the first embodiment of the present invention.

【図６】本発明の第２実施例に係る原子炉炉心の燃料集
合体の配置を示す４分の１概略平面図。FIG. 6 is a schematic quarter plan view showing an arrangement of fuel assemblies of a reactor core according to a second embodiment of the present invention.

【図７】（ａ），（ｂ），（ｃ），（ｄ）はそれぞれ本
発明の第２実施例に係る原子炉炉心の燃料集合体を示す
横断面図。FIGS. 7A, 7B , 7C, and 7D are cross-sectional views each showing a fuel assembly of a nuclear reactor core according to a second embodiment of the present invention.

【図８】本発明の第２実施例に係る原子炉炉心の燃料集
合体のボイド率変化によるウォータロッド本数と無限増
は倍率の関係を示す特性図。FIG. 8 is a characteristic diagram showing the relationship between the number of water rods and the infinite increase due to a change in the void fraction of the fuel assembly of the reactor core according to the second embodiment of the present invention.

【符号の説明】[Explanation of symbols]

１…第１の燃料集合体 ２…燃料棒 ３…上部タイプレート ４，１１…下部タイ
プレート ５…中間スペーサ ６…チャンネルボッ
クス ７，８…流路 １０…第２の燃料集
合体 ２０…炉心 ２１，２９…コント
ロール・セル ２２…低濃縮度タイプ１燃料 ２３…中濃縮度タイ
プ２燃料 ２４…高濃縮度タイプ３燃料 ２５…ウォータロッ
ド１本の燃料集合体 ２６…ウォータロッド９本の燃料集合体 ２７…ウォータロッド13本の燃料集合体 ２８…ウォータロッド25本の燃料集合体DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... 1st fuel assembly 2 ... Fuel rod 3 ... Upper tie plate 4, 11 ... Lower tie plate 5 ... Intermediate spacer 6 ... Channel box 7, 8 ... Flow path 10 ... 2nd fuel assembly 20 ... Core 21 , 29 Control cell 22 Low enrichment type 1 fuel 23 Medium enrichment type 2 fuel 24 High enrichment type 3 fuel 25 Fuel assembly with one water rod 26 Fuel assembly with 9 water rods 27: Fuel assembly with 13 water rods 28: Fuel assembly with 25 water rods

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21C 3/30 G21C 3/32 G21C 5/12 G21C 7/00 G21C 7/26 G21C 7/32 G21C 5/00 ──────────────────────────────────────────────────の Continued on the front page (58) Field surveyed (Int.Cl. 7 , DB name) G21C 3/30 G21C 3/32 G21C 5/12 G21C 7/00 G21C 7/26 G21C 7/32 G21C 5 / 00

Claims (2)

(57)【特許請求の範囲】(57) [Claims] 【請求項１】 内部にウォーターロッドを多数配置して
なり燃料集合体内の全流体通量における気泡の割合を示
す平均ボイド率の増加に対し燃料集合体の無限増倍率が
増加する第１の燃料集合体と、内部にウォーターロッド
を前記第１の燃料集合体中のウォーターロッド本数より
少数配置してなり前記平均ボイド率の増加に対し燃料集
合体の無限増倍率が減少する第２の燃料集合体を組み合
わせて成り、前記第１の燃料集合体を通過する冷却水の
流路抵抗を前記第２の燃料集合体を通過する冷却水の流
路抵抗より大きくしたことを特徴とする原子炉炉心。1. A large number of water rods are arranged inside
A first fuel assembly increases infinite multiplication factor of the fuel assembly to increase the average void ratio indicating the proportion of bubbles in the total fluid communication of the fuel assembly becomes, the water rod therein
From the number of water rods in the first fuel assembly
Become infinite multiplication factor of the fuel assembly to increase the average void fraction becomes small numbers arranged by combining the second fuel assemblies decreases, the flow path of the cooling water passing through the pre-Symbol first fuel assembly A reactor core having a resistance greater than a flow resistance of cooling water passing through the second fuel assembly. 【請求項２】 平均濃縮度が１．２重量％未満の第１の
燃料集合体と、平均濃縮度が１．２重量％より大きい第
２の燃料集合体を組み合わせて成り、前記第１の燃料集
合体を通過する冷却水の流路抵抗を前記第２の燃料集合
体を通過する冷却水の流路抵抗より大きくしたことを特
徴とする原子炉炉心。 2. The method according to claim 1 , wherein the first concentration is less than 1.2% by weight.
A fuel assembly and a fuel assembly having an average enrichment greater than 1.2 wt%
The first fuel assembly is formed by combining two fuel assemblies.
The flow resistance of the cooling water passing through the coalescing
Note that the flow resistance of the cooling water passing through the
Nuclear reactor core.
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