JP3177062B2 - Fuel assembly for light water reactor and light water reactor core - Google Patents
Fuel assembly for light water reactor and light water reactor coreInfo
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Description
【発明の詳細な説明】DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
【０００１】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉の炉心を構成す
る燃料集合体に係り、特にプルトニウム−ウラン混合酸
化物を燃料とする軽水炉用燃料集合体及びこれを利用し
た軽水炉炉心に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a fuel assembly constituting a core of a nuclear reactor, and more particularly to a fuel assembly for a light water reactor using plutonium-uranium mixed oxide as a fuel and a light water reactor core using the same.
【０００２】[0002]
【従来の技術】原子炉の炉心に用いる燃料集合体の従来
技術の一例としては、沸騰水形原子炉（ＢＷＲ）に用い
る８×８型燃料集合体がある。この燃料集合体は多数の
細長い円筒状燃料棒とウォータロッドとを有するバンド
ルにより構成される。燃料棒は、被覆管に円柱状のＵＯ
2 燃料ペレットを多数装填し上下両端を密閉した構造で
あり、ウォータロッドは下部に冷却水入口孔が、上部に
冷却水出口孔が設けられ、冷却水がその内部を下方から
上方へ流れる構造である。2. Description of the Related Art An example of the prior art of a fuel assembly used in a reactor core is an 8 × 8 type fuel assembly used in a boiling water reactor (BWR). This fuel assembly is constituted by a bundle having a number of elongated cylindrical fuel rods and water rods. The fuel rod is a cylindrical UO
(2) A structure in which a large number of fuel pellets are loaded and the upper and lower ends are sealed.The water rod has a cooling water inlet hole at the bottom and a cooling water outlet hole at the top, and cooling water flows through the inside from below to above. is there.
【０００３】従来技術の８×８型ウラン燃料集合体の一
例の水平方向断面図を図２１に示す。図２１において、
この燃料集合体１９０は、８×８の格子状に配列された
ウラン酸化物を燃料とする燃料棒１９２と、中央部に配
置された２本のウォータロッド１９６と、これら燃料棒
１９２及びウォータロッド１９６を取り囲むチャンネル
ボックス１９７とを有している。燃料集合体１９０が炉
心に装荷されるときその１つのコーナー部に隣接した位
置は、十字型制御棒１９１を挿入するスペースとして用
いられる。従来技術の８×８型ウラン燃料集合体の他の
例を図２２に示す。この燃料集合体２００は、８×８の
燃料棒配列の中央部に１本のウォータロッド２０６が配
置されている。このウォータロッド２０６は太径ウォー
タロッドであり、４本の燃料棒１９２を取り除いた領域
に１本配置される。その他は前記燃料集合体１９０と同
じである。FIG. 21 shows a horizontal sectional view of an example of a conventional 8 × 8 uranium fuel assembly. In FIG.
The fuel assembly 190 includes a fuel rod 192 that uses uranium oxide as a fuel and is arranged in an 8 × 8 lattice shape, two water rods 196 disposed at the center, and these fuel rods 192 and the water rod. And a channel box 197 surrounding 196. When the fuel assembly 190 is loaded on the core, a position adjacent to one corner thereof is used as a space for inserting the cross control rod 191. FIG. 22 shows another example of the conventional 8 × 8 uranium fuel assembly. In this fuel assembly 200, one water rod 206 is disposed at the center of an 8 × 8 fuel rod array. The water rod 206 is a large-diameter water rod, and one water rod 206 is disposed in an area where four fuel rods 192 are removed. Others are the same as the fuel assembly 190.
【０００４】以上２つの従来技術例においては、燃料集
合体は燃料健全性を損なわないように出力ピーキングを
一定値以下に抑えて単位長さ当たりの出力すなわち線出
力密度を制限値以下にする必要がある。一方、近年ウラ
ン資源の有効利用という観点から、軽水炉から取り出さ
れた使用済ウラン燃料中のプルトニウムを再び軽水炉へ
リサイクルするプルサーマル計画が進められている。こ
れは、ウラン燃料集合体中のウラン燃料棒の一部あるい
は大部分をプルトニウムを富化した混合酸化物（ＭＯ
Ｘ：Mixed Oxide）燃料棒で置きかえたＭＯＸ燃料集合
体を取替燃料としてウラン燃料集合体と一緒に軽水炉に
装荷して使用するものである。このときこのＭＯＸ燃料
体の特性はウラン燃料に近い方が望ましい。また、ウラ
ン燃料設計は高燃焼度化の方向にありこれに伴いＭＯＸ
燃料設計も高富化度化、すなわち１体当りのプルトニウ
ム装荷量をできるだけ大きくすることが望ましい。しか
し、ＭＯＸ燃料集合体においてプルトニウムの装荷割合
を増加させた場合、ウランとプルトニウムの核特性の違
いにより炉心特性上ウラン炉心との差違を生じる。すな
わち、核***性物質であるプルトニウム 239Ｐｕ， 241
Ｐｕの熱中性子吸収断面積がウラン 235Ｕより大きいこ
とや、プルトニウム 240Ｐｕによる中性子共鳴吸収が大
きいことなどによって、ＭＯＸ燃料の中性子束スペクト
ルがウラン燃料の中性子束スペクトルよりも硬くなり中
性子減速効果が低下する。その結果、ボイド反応度係数
絶対値の増大による過渡時の熱的余裕の低下、軸方向出
力分布歪の増大、減速材反応度係数の減少、若しくは制
御棒価値の低下に伴う炉停止余裕の低下等を生ずる。In the above two prior art examples, it is necessary for the fuel assembly to suppress the output peaking to a certain value or less so as not to impair the fuel integrity, and to reduce the output per unit length, that is, the linear power density, to a limit value or less. There is. On the other hand, in recent years, from the viewpoint of effective utilization of uranium resources, a plutonium thermal plan for recycling plutonium in spent uranium fuel extracted from a light water reactor to a light water reactor again has been advanced. This is because plutonium-enriched mixed oxide (MO) is used for part or most of the uranium fuel rods in the uranium fuel assembly.
X: Mixed Oxide) A MOX fuel assembly replaced with fuel rods is used as a replacement fuel by loading it into a light water reactor together with a uranium fuel assembly. At this time, it is desirable that the characteristics of the MOX fuel body be close to those of uranium fuel. Also, uranium fuel design is in the direction of higher burnup, and accordingly MOX
It is also desirable that fuel design be highly enriched, that is, the plutonium loading per body be as large as possible. However, when the loading ratio of plutonium in the MOX fuel assembly is increased, there is a difference in the core characteristics between the uranium core and the uranium core due to the difference in the nuclear properties of uranium and plutonium. That is, the fissile material plutonium 239 Pu, 241
The neutron flux spectrum of MOX fuel becomes harder than the neutron flux spectrum of uranium fuel because the thermal neutron absorption cross section of Pu is larger than uranium 235 U and the neutron resonance absorption by plutonium 240 Pu is large. descend. As a result, the thermal margin during transition due to an increase in the absolute value of the void reactivity coefficient decreases, the axial power distribution distortion increases, the moderator reactivity coefficient decreases, or the reactor shutdown margin decreases due to the decrease in control rod value. And so on.
【０００５】これらの特性の劣化については、核***性
プルトニウム装荷量が全フィサイルすなわち全核***性
物質の約１／３程度までである場合は許容範囲であり、
ウラン燃料体の構造設計を変えずにそのまま使用でき
る。しかし核***性プルトニウム装荷量をそれ以上とす
る場合は燃料格子の水対燃料比を増加させ中性子減速効
果を向上させる必要がある。[0005] Deterioration of these properties is acceptable if the fissile plutonium loading is up to about one-third of the total fisile, ie, about one-third of the total fissile material,
It can be used as it is without changing the structural design of the uranium fuel body. However, if the fissile plutonium loading is increased, it is necessary to increase the water-to-fuel ratio of the fuel grid to improve the neutron moderating effect.
【０００６】このＭＯＸ燃料集合体での中性子減速効果
を向上させる手段の公知例として、以下の２つがある。 原子炉用燃料集合体（特開昭６３−１７２９９０） この公知技術は、ＭＯＸ燃料集合体の中央部に配置され
た１本の太径ウォータロッド近傍の４本の燃料棒をこれ
と同径のウォータロッド４本に置きかえることにより、
ＭＯＸ燃料集合体のボイド反応度係数絶対値を減少させ
る。 沸騰水型原子炉（特開昭６３−２９３４９３） この公知技術は、中央部に配置するウォータロッドの径
を増加させＭＯＸ燃料集合体の水対燃料比をウラン燃料
集合体の水対燃料比よりも大きくすることにより、ＭＯ
Ｘ燃料集合体のボイド係数、軸方向出力分布、炉停止余
裕等の諸特性をウラン燃料集合体と同等にする。There are the following two known examples of means for improving the neutron moderating effect of this MOX fuel assembly. The fuel assembly for a nuclear reactor (Japanese Patent Application Laid-Open No. 63-172990) is a known technique in which four fuel rods in the vicinity of one large-diameter water rod arranged at the center of a MOX fuel assembly have the same diameter. By replacing with four water rods,
The absolute value of the void reactivity coefficient of the MOX fuel assembly is reduced. Boiling water reactor (Japanese Patent Application Laid-Open No. 63-293493) In this known technique, the water-to-fuel ratio of the MOX fuel assembly is calculated from the water-to-fuel ratio of the uranium fuel assembly by increasing the diameter of a water rod disposed at the center. MO
Various characteristics such as a void coefficient, an axial power distribution, and a reactor shutdown margin of the X fuel assembly are made equal to those of the uranium fuel assembly.
【０００７】また一方、ウラン燃料集合体におけるウォ
ータロッドの配置についての公知例として以下の５つが
ある。 燃料集合体（特開昭６０−１０５９９０） この公知技術は、チャンネルボックスコーナー部の局所
出力領域モニタ側すなわち制御棒の反対側に水ロッドを
１〜３本配置し、局所出力領域モニタ出力の誤差減少に
よる負荷率の向上と燃料の健全性の向上とを図る。 燃料集合体及び原子炉の炉心（特開昭５７−２３８９
１） この公知技術は、チャンネルボックスコーナー部の制御
棒側に水ロッドを１〜５本配置することにより制御棒に
隣接する燃料棒の熱負荷を低減し亀裂の発生を防止す
る。 燃料集合体（特開昭５７−５８３） この公知技術は、チャンネルボックスの制御棒側コーナ
ー部に水ロッドを配置し、制御棒履歴効果による熱的余
裕の減少を防止する。 燃料集合体（特開昭６０−２０１２８４） この公知技術は、燃料棒上部の一部をウォータロッドに
したものをチャンネルボックスのコーナー部に配置し、
炉停止余裕の改善及び軸方向出力分布の平坦化を図る。 原子炉（特開昭６０−２２２７９１） この公知技術は、炉心の中央から周辺にゆくに従って燃
料集合体に配置されるウォータロッドの本数を多くし、
炉心最外周にチャンネルボックスのコーナー部を含む対
角線上にウォータロッドを配置した燃料集合体を配置
し、原子炉内燃焼度分布の均一化と省ウランとを図る。On the other hand, there are the following five known examples of the arrangement of water rods in a uranium fuel assembly. Fuel assembly (Japanese Patent Application Laid-Open No. 60-105990) In this known technique, one to three water rods are arranged on the local output area monitor side of the channel box corner, that is, on the opposite side of the control rod, and the error of the local output area monitor output is reduced. The load factor and fuel soundness will be improved by the reduction. Fuel assemblies and reactor cores (JP-A-57-2389)
1) This known technique reduces the heat load on the fuel rods adjacent to the control rods by arranging one to five water rods on the control rod side of the corner of the channel box, thereby preventing the occurrence of cracks. Fuel assembly (Japanese Patent Laid-Open No. 57-583) In this known technique, a water rod is arranged at a corner of a control rod side of a channel box to prevent a reduction in thermal margin due to a control rod hysteresis effect. Fuel assembly (Japanese Unexamined Patent Publication No. Sho 60-201284) In this known technique, a part of an upper part of a fuel rod is formed into a water rod, and the fuel rod is arranged at a corner of a channel box.
Improve reactor shutdown margin and flatten axial power distribution. Reactor (Japanese Patent Laid-Open No. 60-222791) This known technique increases the number of water rods arranged in a fuel assembly from the center to the periphery of the core,
A fuel assembly in which water rods are arranged on the diagonal line including the corners of the channel box at the outermost periphery of the core is arranged to achieve uniform burnup distribution in the reactor and uranium saving.
【０００８】[0008]
【発明が解決しようとする課題】上記の公知例には以
下の問題点が存在する。すなわち、ウォータロッドの本
数を増加させて燃料棒を減少させたことにより、燃料棒
平均線出力密度が増加する。したがって局所出力ピーキ
ングをさらに下げて最大線出力密度の制限値を遵守する
必要があり、燃料富化度分布の設計は複雑化する。ま
た、ウォータロッドの本数を増加させＭＯＸ燃料棒を減
少させるので燃料集合体１体当りのプルトニウム装荷量
も減少する。The above-mentioned known examples have the following problems. That is, by increasing the number of water rods and decreasing the number of fuel rods, the fuel rod average linear power density increases. Therefore, it is necessary to further reduce the local power peaking and adhere to the limit value of the maximum linear power density, which complicates the design of the fuel enrichment distribution. Further, since the number of water rods is increased and the number of MOX fuel rods is reduced, the amount of plutonium loaded per fuel assembly is also reduced.
【０００９】また上記の公知例は、混合型燃料集合体
のボイド反応度係数は改善されているが、その値は依然
−9.5［%K/K/%ホ゛イト゛］程度にとどまり、ウラン燃料集合
体が約−8.3［%K/K/%ホ゛イト゛］であるのに比し改善効果は
十分であるとは言えない。また上記〜の公知例にお
けるウォータロッドの配置についての公知技術を中性子
減速効果を向上させる手段に適用する場合には、以下の
問題点が存在する。In the above-mentioned known example, although the void reactivity coefficient of the mixed fuel assembly is improved, the value is still only about -9.5 [% K / K /% white], and the uranium fuel assembly is improved. Is about -8.3 [% K / K /% white], the improvement effect is not sufficient. In addition, when applying the known technique regarding the arrangement of the water rods in the above-mentioned known examples to means for improving the neutron moderating effect, the following problems exist.
【００１０】〜の公知例の適用は、ウォータロッド
の配置が非対称であるので出力ピーキングが増加する。
の公知例の適用は、燃料棒上部の一部のみをウォータ
ロッドにするのでは中性子減速効果の向上は不十分であ
る。の公知例の適用は、炉心最外周領域に配置される
特殊な燃料集合体であり汎用性がない。また開示はウラ
ン燃料のみでありＭＯＸ燃料については触れていない。
以上、上記７つの問題点はＢＷＲに関するものである。
一方、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）においては、通常運転
時の炉心は沸騰していないのでＢＷＲのようなボイド反
応度係数は問題にならないが、水密度変化に対する反応
度変化を示す指標として減速材温度係数がある。ＭＯＸ
燃料を使用した場合、ＢＷＲにおけるボイド反応度係数
と同様にこの減速材温度係数が悪化する。その改善に
は、ＢＷＲにおけるボイド反応度係数の改善と同じく、
ＭＯＸ燃料棒をあまり減少させずにウォータロッドを設
けることが有効である。[0010] In the application of the above known example, the output peaking increases because the arrangement of the water rods is asymmetric.
In the application of the known example, the improvement of the neutron moderating effect is insufficient if only a part of the upper part of the fuel rod is formed as a water rod. Is a special fuel assembly disposed in the outermost peripheral region of the core and is not versatile. In addition, the disclosure discloses only uranium fuel and does not mention MOX fuel.
As described above, the above seven problems relate to the BWR.
On the other hand, in a pressurized water reactor (PWR), a void reactivity coefficient such as BWR does not matter because the core of the reactor during normal operation is not boiling, but a moderator is used as an index indicating a change in reactivity with a change in water density. There is a temperature coefficient. MOX
When fuel is used, the moderator temperature coefficient deteriorates as does the void reactivity coefficient in BWR. The improvement is similar to the improvement of the void reactivity coefficient in BWR,
It is effective to provide a water rod without significantly reducing the number of MOX fuel rods.
【００１１】本発明の目的は、ウラン燃料集合体の代わ
りにＭＯＸ燃料集合体を用いた場合にもプルトニウム装
荷量を大幅に減らすことなく、線出力密度も大幅に高く
することなく、ボイド反応度係数若しくは減速材温度係
数をウラン燃料集合体と同等にできる軽水炉用燃料集合
体及びその燃料集合体を利用した軽水炉炉心を提供する
ことである。[0011] It is an object of the present invention to provide a method that uses a MOX fuel assembly instead of a uranium fuel assembly without significantly reducing the plutonium loading and significantly increasing the linear power density and void reactivity. It is an object of the present invention to provide a fuel assembly for a light water reactor capable of making a coefficient or a moderator temperature coefficient equal to that of a uranium fuel assembly and a light water reactor core using the fuel assembly.
【００１２】[0012]
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明は、燃焼度零の時においてプルトニウムを含
む複数の燃料棒と、内部を冷却水が流れる複数のウォー
タロッドとを有する軽水炉用燃料集合体において、前記
複数のウォータロッドを燃料棒配列の各コーナー部又は
それに隣接する位置のいずれかに１本づつ回転対称に配
置し、かつ最外周から２層目で前記ウォータロッドに隣
接する位置に前記燃料棒を配置したものとする。In order to achieve the above object, the present invention provides a light water reactor having a plurality of plutonium-containing fuel rods at zero burnup and a plurality of water rods through which cooling water flows. In the fuel assembly for fuel, the plurality of water rods are rotationally symmetrically arranged one by one at each corner of the fuel rod array or at a position adjacent thereto, and the water rods are arranged in the second layer from the outermost periphery. It is assumed that the fuel rod is arranged at a position adjacent to a water rod.
【００１３】[0013]
【００１４】[0014]
【００１５】[0015]
【００１６】また、上記軽水炉用燃料集合体は、好まし
くは、更に少なくとも１本の太径のウォータロッドを中
央部に配置したものとする。また更に、上記の軽水炉用
燃料集合体は、好ましくは更に燃焼度零の時においてプ
ルトニウムを含まずウランを含む燃料棒を有するものと
する。Further , the fuel assembly for a light water reactor is preferably
Or at least one large water rod
Assume that it is located in the center. Still further, the fuel assembly for a light water reactor preferably has a fuel rod containing uranium without plutonium when the burn-up is zero.
【００１７】[0017]
【００１８】[0018]
【００１９】[0019]
【００２０】また、上記目的を達成するために、本発明
は、軽水炉炉心において、燃焼度零の時において核***
物質としてウランのみを含む複数の燃料棒を有する第１
の燃料集合体と、燃焼度零の時においてプルトニウムを
含む複数の燃料棒と、内部を冷却水が流れる複数のウォ
ータロッドとを有する第２の燃料集合体とを有し、前記
第２の燃料集合体は、前記複数のウォータロッドを燃料
棒配列の各コーナー部又はそれに隣接する位置のいずれ
かに１本づつ回転対称に配置し、かつ最外周から２層目
で前記ウォータロッドに隣接する位置に前記燃料棒を配
置した燃料集合体であるものとする。Further , in order to achieve the above object, the present invention provides a light water reactor core having a first fuel rod having a plurality of fuel rods containing only uranium as a fission material when the burnup is zero.
And a second fuel assembly having a plurality of fuel rods containing plutonium when the burn-up is zero, and a plurality of water rods through which cooling water flows, wherein the second fuel The assembly may be configured such that the plurality of water rods are positioned at each corner of the fuel rod array or at a position adjacent thereto.
It is assumed that the fuel assemblies are arranged one by one in a rotationally symmetric manner, and the fuel rods are arranged at positions adjacent to the water rod in the second layer from the outermost periphery.
【００２１】またこの軽水炉炉心において、第２の燃料
集合体は、第１の燃料集合体とほぼ同一の形状及び寸法
を有してもよい。In the light water reactor core, the second fuel assembly may have substantially the same shape and dimensions as the first fuel assembly.
【００２２】[0022]
【００２３】[0023]
【作用】以上のように構成した本発明においては、ウォ
ータロッドを燃料棒配列の各コーナー部又はそれに隣接
する位置のいずれかに１本づつ回転対称に配置し、かつ
最外周から２目でウォータロッドの配置された位置に隣
接した位置には燃料棒を配置することにより、ウォータ
ロッド１本当たりのボイド反応度係数の改善効果が高ま
り、この結果、プルトニウム装荷量と線出力密度の点に
おいて、ウラン燃料集合体と置き換えることのできるＭ
ＯＸ燃料集合体を提供することができる。In the present invention constructed as described above, the water rods are arranged rotationally symmetrically, one by one , at each of the corners of the fuel rod array or at positions adjacent thereto, and the water rods are positioned at two eyes from the outermost periphery. By arranging the fuel rods at positions adjacent to the positions where the rods are arranged, the effect of improving the void reactivity coefficient per water rod is enhanced, and as a result, in terms of plutonium loading and linear power density, M that can replace uranium fuel assemblies
An OX fuel assembly can be provided.
【００２４】特に、ウォータロッドを燃料棒配列の各コ
ーナー部にまたはそのコーナー部に隣接した格子位置に
１本づつ配置することにより、ボイド反応度係数改善に
必要なウォータロッドの追加数は最小にとどまるので、
ウラン燃料集合体と実質的に同等のＭＯＸ燃料集合体を
提供することができるので良好である。In particular, by arranging one water rod at each corner of the fuel rod array or at a grid position adjacent to the corner, the number of water rods required for improving the void reactivity coefficient can be minimized. Because it stays,
This is favorable because a MOX fuel assembly substantially equivalent to the uranium fuel assembly can be provided.
【００２５】また、上記ボイド反応度係数の改善効果を
実質化するためには、このウォータロッドは燃料棒のほ
ぼ全長に亘って核燃料物質が充填されている領域（これ
は燃料有効部と呼ばれる）と等しい長さを有することが
必要である。In order to realize the effect of improving the void reactivity coefficient, the water rod is filled with a nuclear fuel material over substantially the entire length of the fuel rod (this is called a fuel effective portion). It is necessary to have a length equal to.
【００２６】[0026]
【実施例】本発明の実施例を図１〜図２０により説明す
る。まず、本発明の原理を図１〜図３を用いて説明す
る。図１は本発明の原理を説明するための実施例を示
す。図１において、本実施例のＭＯＸ燃料集合体は、８
×８の格子状に配列されたプルトニウム−ウラン混合酸
化物を燃料とする燃料棒すなわちＭＯＸ燃料棒１３と、
中央部に配置された１本の太径ウォータロッド１５と、
８×８の燃料棒配列の各コーナー部に配置された４本の
ウォータロッド１６と、これら燃料棒１３、ウォータロ
ッド１５，１６を取り囲むチャンネルボックス１７とを
有している。DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS An embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. First, the principle of the present invention will be described with reference to FIGS. FIG. 1 shows an embodiment for explaining the principle of the present invention. In FIG. 1, the MOX fuel assembly of this embodiment
A fuel rod using plutonium-uranium mixed oxides arranged in a × 8 lattice shape, that is, a MOX fuel rod 13,
One large-diameter water rod 15 arranged at the center,
It has four water rods 16 arranged at each corner of the 8 × 8 fuel rod array, and a channel box 17 surrounding these fuel rods 13 and the water rods 15, 16.
【００２７】ウォータロッド１５，１６は燃料棒１３の
ほぼ全長にわたって，燃料有効部と等しい長さを有して
いる。また燃料集合体１が炉心に装荷されるとき、その
１つのコーナー部に隣接した位置は十字型制御棒１１を
挿入するスペースとして用いられる。The water rods 15 and 16 have the same length as the active fuel portion over substantially the entire length of the fuel rod 13. When the fuel assembly 1 is loaded on the core, a position adjacent to one corner thereof is used as a space for inserting the cross control rod 11.
【００２８】比較のため、前述した従来技術の特開昭６
３−１７２９９０号における８×８型ＭＯＸ燃料集合体
の断面図を図２に示す。この燃料集合体２は、前述した
図２２に示したウラン燃料集合体において、ウラン燃料
棒１９２をＭＯＸ燃料棒１３に置き換え、中央部の太径
ウォータロッド２０６周辺の４本の燃料棒１９２を４本
のウォータロッド２６に置きかえたもので、図１に示さ
れた前記ＭＯＸ燃料集合体１とは４本のウォータロッド
１６及び２６の配置のみが異なり、その他の構成はほぼ
同じである。For comparison, Japanese Patent Application Laid-Open No.
FIG. 2 is a cross-sectional view of an 8 × 8 MOX fuel assembly in JP-A-3-172990. This fuel assembly 2 is as described above.
In the uranium fuel assembly shown in FIG. 22 , the uranium fuel rods 192 are replaced with MOX fuel rods 13, and the four fuel rods 192 around the central large diameter water rod 206 are replaced with four water rods 26. The MOX fuel assembly 1 shown in FIG. 1 differs from the MOX fuel assembly 1 only in the arrangement of the four water rods 16 and 26, and the other configurations are substantially the same.
【００２９】この２つのＭＯＸ燃料集合体１及び２のボ
イド反応度係数の比較を図３に示す。Ｂ点は図１のＭＯ
Ｘ燃料集合体１のボイド反応度係数を示し、Ａ点は図２
のＭＯＸ燃料集合体２のボイド反応度係数を示す。図に
示されるようにボイド反応度係数は、全体のウォータロ
ッドの本数が同じでもその配置により値が異なり、図１
に示すようにウォータロッド１６を各コーナー部に配置
するほうが中心部周辺に配置するよりその絶対値はより
小さく改善効果が大きい。これは、ウォータロッドを中
心より離してコーナー部に配置すると、チャンネルボッ
クス外部の水ギャップ部のコーナー部付近の飽和水領域
にウォータロッドを配置することになり、その結果ウォ
ータロッドの持つ中性子吸収効果が大きくなって、ボイ
ド率が変ったことによる燃料棒の中性子吸収変化が相対
的に小さくなる、すなわち反応度変化が小さくなること
による。FIG. 3 shows a comparison of the void reactivity coefficients of the two MOX fuel assemblies 1 and 2. Point B is the MO in FIG.
X represents the void reactivity coefficient of the fuel assembly 1, and point A is
2 shows the void reactivity coefficient of the MOX fuel assembly 2 of FIG. As shown in the figure, the void reactivity coefficient has a different value depending on the arrangement of the same number of water rods even if the number of water rods is the same.
As shown in (1), when the water rod 16 is disposed at each corner, its absolute value is smaller and the improvement effect is greater than when the water rod 16 is disposed around the center. This means that if the water rod is placed at the corner away from the center, the water rod will be placed in the saturated water area near the corner of the water gap outside the channel box, resulting in the neutron absorption effect of the water rod. And the change in the neutron absorption of the fuel rod due to the change in the void fraction becomes relatively small, that is, the change in the reactivity decreases.
【００３０】また、核***物質であるプルトニウムの中
性子吸収断面積はウランより大きいので、ＭＯＸ燃料集
合体においてウォータロッドの持つ中性子吸収効果を大
きくすることは、燃料棒が持つ中性子吸収効果をより小
さくすることにより、ボイド反応度変化を小さくする効
果はウラン燃料集合体の場合よりも大きくなる。Since the neutron absorption cross section of plutonium, which is a fission material, is larger than that of uranium, increasing the neutron absorption effect of the water rod in the MOX fuel assembly makes the neutron absorption effect of the fuel rod smaller. As a result, the effect of reducing the change in the void reactivity becomes greater than in the case of the uranium fuel assembly.
【００３１】これまでのウラン燃料集合体の設計では、
燃料集合体内の局所出力分布の平坦化に重点がおかれて
いたので、ウォータロッドを燃料棒配列の中央に配置し
熱中性子分布を平坦化し出力分布を平坦化してきた。し
かしながら、ＭＯＸ燃料集合体においては、ボイド反応
度係数の低減が第一の課題であり、この解決にはウォー
タロッドの本数の増加による線出力密度の増加をできる
だけ抑えることも必要となる。したがって、ボイド反応
度係数の低減効果がより大きいウォータロッドの配置を
選択し、必要なウォータロッドの本数を極力抑えること
が望ましい。In the design of the conventional uranium fuel assembly,
Since the emphasis was on flattening the local power distribution in the fuel assembly, the water rods were placed at the center of the fuel rod array to flatten the thermal neutron distribution and flatten the power distribution. However, in the MOX fuel assembly, the reduction of the void reactivity coefficient is the first problem. To solve this problem, it is necessary to minimize the increase in the linear power density due to the increase in the number of water rods. Therefore, it is desirable to select an arrangement of water rods having a greater effect of reducing the void reactivity coefficient, and to minimize the number of necessary water rods.
【００３２】本発明においては、４本のウォータロッド
１６を燃料棒配列の各コーナー部に１本ずつ配置したの
で、上記のようにウォータロッド１本当たりのボイド反
応度係数の改善効果が高まり、この結果、ボイド反応度
係数改善に必要なウォータロッドの追加数は最小にとど
まるので、プルトニウム装荷量と線出力密度の点でも、
ウラン燃料集合体と比べ遜色のない高富化度ＭＯＸ燃料
集合体を提供することができる。 In the present invention, four water rods
16 at each corner of the fuel rod array
Then, as described above, the void resistance per water rod
The effect of improving the sensitivity coefficient is increased, and as a result, the void reactivity is improved.
The number of additional water rods required for coefficient improvement is minimal.
Therefore, in terms of plutonium loading and linear power density,
Highly enriched MOX fuel comparable to uranium fuel assemblies
Aggregates can be provided.
【００３３】図１に示す燃料集合体ではウォータロッド
１６を燃料棒配列のコーナー部に配置したが、ウォータ
ロッド１６をコーナー部に隣接した格子位置に配置して
も、水ギャップ部のコーナー部付近の飽和水領域による
中性子吸収の増大効果を高められ、同様にウォータロッ
ド１本当たりのボイド反応度係数の改善効果を高められ
る。ただし、この場合４本のウォータロッドを回転対称
的に配置することが最大線出力密度の低減のためには重
要である。すなわち、ウォータロッドを非回転対称に配
置すると、燃料集合体の横断面でみた出力分布も非回転
対称となる結果、出力ピーキングが増加するという一般
特性がある。ウォータロッドを回転対称的に配置するこ
とにより出力ピーキングが低減でき、４本のウォータロ
ッドを追加したことによる平均線出力密度の増加を抑制
し、最大線出力密度の増加を低減できる。In the fuel assembly shown in FIG. 1, the water rods 16 are arranged at the corners of the fuel rod array. However, even if the water rods 16 are arranged at lattice positions adjacent to the corners, the water rods 16 may be arranged near the corners of the water gap. The effect of increasing the neutron absorption due to the saturated water region can be enhanced, and the effect of improving the void reactivity coefficient per water rod can be enhanced. However, in this case, it is important to arrange the four water rods in a rotationally symmetric manner in order to reduce the maximum linear output density. That is, when the water rods are arranged non-rotationally symmetrically, the output distribution also becomes non-rotationally symmetrical in the cross section of the fuel assembly, and as a result, there is a general characteristic that the output peaking increases. By arranging the water rods in a rotationally symmetric manner, output peaking can be reduced, and an increase in average linear output density due to the addition of four water rods can be suppressed, and an increase in maximum linear output density can be reduced.
【００３４】また、ウォータロッドをコーナー部に配置
した場合、このウォータロッドに隣接して、外周から２
層目の図１でｂで示す位置にさらにウォータロッドを配
置しないようにする必要がある。すなわち、コーナー部
と２層目に互いに隣接してウォータロッドを２本配列し
た場合には、最外周部のコーナー部のウォータロッドに
隣接したＭＯＸ燃料（図１にａで示す燃料棒）は２面を
ウォータロッドに接し、１面はチャンネルボックス外部
の飽和水領域に接することになる。このためこのＭＯＸ
燃料棒のまわりの中性子減速効果が大きくなり、特にＭ
ＯＸではウランよりも中性子減速効果の変化による出力
変化が大きいことと相俟って、ａで示すＭＯＸ燃料棒の
出力ピーキングが他に較べ著しく高くなってしまう。よ
ってこのような配置は線出力密度の増加を抑制する観点
から好ましくない。In the case where the water rod is arranged at the corner portion, the water rod is placed adjacent to the water rod from the outer periphery.
It is necessary not to further arrange the water rod at the position indicated by b in FIG. 1 of the layer. That is, when two water rods are arranged adjacent to each other on the corner portion and the second layer, the MOX fuel (fuel rod indicated by a in FIG. 1) adjacent to the water rod at the outermost corner portion is 2. One surface comes into contact with the water rod, and one surface comes into contact with the saturated water region outside the channel box. Because of this MOX
The neutron moderating effect around the fuel rod increases,
In OX, the output peaking of the MOX fuel rod indicated by a is significantly higher than that of uranium, in combination with the fact that the output change due to the change in the neutron moderating effect is larger than that of uranium. Therefore, such an arrangement is not preferable from the viewpoint of suppressing an increase in linear output density.
【００３５】また、上記ボイド反応度係数の改善効果を
実質化するためには、ウォータロッド１６は燃料棒１３
のほぼ全長にわたって燃料有効部と等しい長さを有する
ことが必要である。In order to realize the effect of improving the void reactivity coefficient, the water rod 16 must be
It is necessary to have a length equal to the fuel effective portion over almost the entire length of the fuel cell.
【００３６】次に、上記原理に基づく本発明の第１の実
施例を図４〜図１２により説明する。本実施例は９×９
型ＭＯＸ燃料集合体に本発明を適用したものである。図
４において、本実施例の燃料集合体３は、細長い円筒状
の燃料棒５３が多数本結束された結体（バンドル）によ
り構成されている。このバンドルはスペーサ４５によっ
て燃料棒５３間が等間隔に保持されており、またバンド
ル内には燃料棒５３の他にウォータロッド５４，５６が
組み込まれている。このバンドルの外周はチャンネルボ
ックス５７で包囲され、このチャンネルボックス５７は
上部が上部タイプレート４３に、下部が下部タイプレー
ト４４に接合されている。Next, a first embodiment of the present invention based on the above principle will be described with reference to FIGS. In this embodiment, 9 × 9
The present invention is applied to a type MOX fuel assembly. In FIG. 4, the fuel assembly 3 of the present embodiment is configured by a bundle (bundle) in which a number of elongated cylindrical fuel rods 53 are bound. In this bundle, the fuel rods 53 are held at equal intervals by spacers 45, and water rods 54 and 56 are incorporated in the bundle in addition to the fuel rods 53. The outer periphery of the bundle is surrounded by a channel box 57, the upper part of which is joined to the upper tie plate 43 and the lower part of which is joined to the lower tie plate 44.
【００３７】燃料棒５３は被覆管内に、プルトニウム−
ウラン混合酸化物の円柱状の燃料ペレットが多数装填さ
れたものであり、この被覆管の上下両端は上部端栓４８
及び下部端栓４９で密封されている。上部端栓４８は上
部タイプレート４３中の支持空所に挿入することができ
る延長部を備えており、また下部端栓４９は下部タイプ
レート４４中の支持空所に嵌合する嵌合部を備えてい
る。The fuel rods 53 are plutonium-containing in the cladding tube.
A large number of columnar fuel pellets of uranium mixed oxide are loaded.
And a lower end plug 49 for sealing. The upper end plug 48 has an extension that can be inserted into the support cavity in the upper tie plate 43, and the lower end plug 49 has a fitting portion that fits into the support cavity in the lower tie plate 44. Have.
【００３８】前記ウォータロッド５４，５６は下部に冷
却水入口孔４０が設けられ、上部には冷却水出口孔４１
が設けられている。そして、このウォータロッド５４，
５６内を冷却水が下方から上方へ流れる構成となってい
る。また、これらウォータロッド５４，５６は燃料棒５
３のほぼ全長にわたって位置する長さを有している。The water rods 54 and 56 are provided with a cooling water inlet hole 40 at a lower portion, and a cooling water outlet hole 41 at an upper portion.
Is provided. And this water rod 54,
The configuration is such that the cooling water flows upward from below in the inside 56. The water rods 54 and 56 are connected to the fuel rod 5.
3 has a length located over substantially the entire length.
【００３９】燃料集合体３の水平方向の断面図を図５に
示す。燃料棒５３は９行９列（９×９）の格子状に規則
正しく並べられている。ウォータロッド５４は太径ウォ
ータロッドであり７本の燃料棒を取り除いた領域に２本
配置されている。この太径ウォータロッド５４は、燃料
集合体３中央部の中性子減速効果を大きくし局所出力分
布を平坦化を図ることを主目的として設置されたもので
ある。ウォータロッド５６は燃料棒５３とほぼ同じ径を
有し９×９の燃料棒格子状配列のコーナー部に４本配列
されている。FIG. 5 shows a horizontal sectional view of the fuel assembly 3. The fuel rods 53 are regularly arranged in a grid of 9 rows and 9 columns (9 × 9). The water rods 54 are large-diameter water rods, and two water rods are arranged in an area from which seven fuel rods have been removed. The large-diameter water rod 54 is installed mainly for the purpose of increasing the neutron moderating effect at the center of the fuel assembly 3 and flattening the local power distribution. The four water rods 56 have substantially the same diameter as the fuel rods 53 and are arranged at four corners in a 9 × 9 fuel rod lattice-like arrangement.
【００４０】次に、本実施例の作用を説明する。本実施
例に対する第１の比較例として、従来技術の９×９型ウ
ラン燃料集合体の一例を図６に示す。この燃料集合体４
は、９×９の格子状に配列されたウラン燃料棒６５と、
中央部の２本の太径ウォータロッド６１と、これら燃料
棒６５、ウォータロッド６１を取り囲むチャンネルボッ
クス６７とを有している。Next, the operation of this embodiment will be described. FIG. 6 shows an example of a 9 × 9 type uranium fuel assembly of the prior art as a first comparative example with respect to the present embodiment. This fuel assembly 4
Are uranium fuel rods 65 arranged in a 9 × 9 grid,
It has two large-diameter water rods 61 at the center, a fuel rod 65, and a channel box 67 surrounding the water rod 61.
【００４１】太径ウォータロッド６１は、上記太径ウォ
ータロッド５４と同様に局所出力分布の平均化を主目的
として設けられたもので、９×９の燃料棒配列において
中央部の７本の燃料棒を取り除いた領域に設けられ、燃
料棒６５のほぼ全長にわたって燃料有効部と等しい長さ
を有している。The large-diameter water rod 61 is provided for the purpose of averaging the local power distribution similarly to the large-diameter water rod 54. In the 9 × 9 fuel rod array, the seven central fuel rods are provided. The fuel rod is provided in an area where the rod is removed, and has a length equal to the active fuel portion over substantially the entire length of the fuel rod 65.
【００４２】この燃料集合体４は、図５に示された前記
ＭＯＸ燃料集合体３とは、ウラン燃料棒の配列である点
と、コーナー部もウォータロッドでなくウラン燃料棒６
５である点が異なる。The fuel assembly 4 is different from the MOX fuel assembly 3 shown in FIG. 5 in that the arrangement of uranium fuel rods is different from the MOX fuel assembly 3 in that the uranium fuel rods 6 are not water rods at the corners.
5 is different.
【００４３】さらに第２の比較例として、９×９型ＭＯ
Ｘ燃料集合体の一例を図７に示す。この燃料集合体５
は、前述した図６に示したウラン燃料集合体４におい
て、ウラン燃料棒６５をＭＯＸ燃料棒７３に置きかえた
もので、図５に示された前記ＭＯＸ燃料集合体３とは、
コーナー部がウォータロッドでなくＭＯＸ燃料棒で７３
である点のみが異なり、その他の構成はほぼ同じであ
る。As a second comparative example, a 9 × 9 MO
FIG. 7 shows an example of the X fuel assembly. This fuel assembly 5
Is obtained by replacing the uranium fuel rod 65 with the MOX fuel rod 73 in the above-described uranium fuel assembly 4 shown in FIG. 6, and the MOX fuel assembly 3 shown in FIG.
The corner is 73 with MOX fuel rod instead of water rod
And the other configuration is almost the same.
【００４４】以上において、図５に示したＭＯＸ燃料集
合体３と、図６に示した第１の比較例であるウラン燃料
集合体４と、図７に示した第２の比較例であるＭＯＸ燃
料集合体５とのボイド反応度係数及び最大線出力密度の
比較を図８に示す。図において、Ｆ点が図５のＭＯＸ燃
料集合体３を、Ａ点が図６のウラン燃料集合体４を、Ｂ
点が図７のＭＯＸ燃料集合体５を示す。図示のように、
Ｆ点の本発明によるＭＯＸ燃料集合体３のボイド反応度
係数は約−8.5［%K/K/%ホ゛イト゛］であり、Ａ点のウラン燃
料集合体４の約−8.3［%K/K/%ホ゛イト゛］にほぼ等しい。し
かしＢ点のＭＯＸ燃料集合体５のボイド反応度係数は約
−10.4［%K/K/%ホ゛イト゛］に達し、Ｆ点に比べるとその値
は約３０％大きい。一方最大線出力密度についてみると
Ｆ点のＭＯＸ燃料集合体３の最大線出力密度の値は約1
2.7［kW/ft］であり、Ａ点のウラン燃料集合体４の約1
2.0［kW/ft］にほぼ匹敵している。またＢ点のＭＯＸ燃
料集合体５の最大線出力密度はウラン燃料集合体４の値
に等しく約12.0［kW/ft］である。In the above, the MOX fuel assembly 3 shown in FIG. 5, the uranium fuel assembly 4 of the first comparative example shown in FIG. 6, and the MOX fuel assembly 4 of the second comparative example shown in FIG. FIG. 8 shows a comparison between the void reactivity coefficient with the fuel assembly 5 and the maximum linear power density. In the figure, point F represents the MOX fuel assembly 3 of FIG. 5, point A represents the uranium fuel assembly 4 of FIG.
Points indicate the MOX fuel assembly 5 of FIG . As shown
The void reactivity coefficient of the MOX fuel assembly 3 according to the present invention at the point F is approximately -8.5 [% K / K /% white], and the void reactivity coefficient of the uranium fuel assembly 4 at the point A is approximately -8.3 [% K / K /%]. % White]. However, the void reactivity coefficient of the MOX fuel assembly 5 at the point B reaches about -10.4 [% K / K /% white], which is about 30% larger than that at the point F. On the other hand, regarding the maximum linear power density, the value of the maximum linear power density of the MOX fuel assembly 3 at the point F is about 1
2.7 [kW / ft], about 1% of the uranium fuel assembly 4 at point A
It is almost equal to 2.0 [kW / ft]. The maximum linear power density of the MOX fuel assembly 5 at the point B is equal to the value of the uranium fuel assembly 4 and is about 12.0 [kW / ft].
【００４５】したがって上記の比較の結果より、ウラン
燃料集合体においてそのウラン燃料棒をそのままＭＯＸ
燃料棒に置きかえた場合、水対燃料の体積比が同じなの
で最大線出力密度の値は変わらないが、ボイド反応度係
数の絶対値は約３０％増加している。すなわち、ボイド
反応度係数でみる限り、ウラン燃料からＭＯＸ燃料に置
きかえることにより悪化する。このためボイド反応度係
数の改善のためにはウォータロッドの本数を増やさねば
ならず、そのことは最大線出力密度の増加を意味する。
しかし本実施例においては、上記の原理に従いウォータ
ロッドを燃料棒配列の各コーナー部に配置することによ
り、線出力密度を大幅に高くすることなく、ボイド反応
度係数をウラン燃料集合体と同等にすることができる。Therefore, from the result of the above comparison, in the uranium fuel assembly, the uranium fuel rods are
When the fuel rod is replaced, the value of the maximum linear power density does not change because the volume ratio of water to fuel is the same, but the absolute value of the void reactivity coefficient is increased by about 30%. That is, as far as the void reactivity coefficient is concerned, the deterioration is caused by replacing the uranium fuel with the MOX fuel. Therefore, in order to improve the void reactivity coefficient, it is necessary to increase the number of water rods, which means an increase in the maximum linear power density.
However, in the present embodiment, by arranging the water rods at each corner of the fuel rod array in accordance with the above principle, the void reactivity coefficient can be made equal to that of the uranium fuel assembly without significantly increasing the linear power density. can do.
【００４６】本実施例による上記ボイド反応度係数及び
最大線出力密度改善効果を、以下にさらに具体的に説明
する。第３の比較例として、９×９型ＭＯＸ燃料集合体
のさらに他の例を図９に示す。この燃料集合体６は、前
述した図７に示したＭＯＸ燃料集合体５において、ボイ
ド反応度係数の絶対値の低減を図ることを目的に、中央
部の２本の太径ウォータロッド６１の周辺部において１
辺が５列の燃料棒で構成される正方形の４つの頂点上に
４本のウォータロッド９６を配置したもので、その他の
構成はほぼ同じである。この燃料集合体６のボイド反応
度係数及び最大線出力密度の値は図８においてＧ点で示
され、Ｂ点のＭＯＸ燃料集合体５と比較すると、ボイド
反応度係数の値は約−10.2［%K/K/%ホ゛イト゛］と若干改善
されるが、Ａ点に示したウラン燃料集合体４よりその絶
対値は依然として２０％以上大きく、また燃料棒数が少
なくなり平均線出力密度が増加した結果、最大線出力密
度は増加して約12.7［kW/ft］となる。The effect of improving the void reactivity coefficient and the maximum linear power density according to this embodiment will be described more specifically below. FIG. 9 shows still another example of a 9 × 9 MOX fuel assembly as a third comparative example. This fuel assembly 6 is provided around the two large diameter water rods 61 at the center in order to reduce the absolute value of the void reactivity coefficient in the MOX fuel assembly 5 shown in FIG. 1 in the department
The four water rods 96 are arranged on the four vertices of a square constituted by five rows of fuel rods, and the other configurations are almost the same. The values of the void reactivity coefficient and the maximum linear power density of this fuel assembly 6 are indicated by a point G in FIG. 8, and when compared with the MOX fuel assembly 5 at the point B, the value of the void reactivity coefficient is about −10.2 [ % K / K /% white], but the absolute value is still more than 20% larger than that of the uranium fuel assembly 4 shown at the point A, and the number of fuel rods is reduced and the average linear power density is increased. As a result, the maximum linear power density increases to about 12.7 [kW / ft].
【００４７】さらに第４の比較例として、９×９型ＭＯ
Ｘ燃料集合体のさらに他の例を図１０に示す。この燃料
集合体７は、上述した図８に示したＭＯＸ燃料集合体６
において、ウォータロッド９６の本数を増やし８本と
し、それらのウォータロッド９６をさらに燃料棒配列の
外周寄りの１辺が７列の燃料棒で構成される正方形の４
つの頂点及びその四辺の中点上に配置したものである。
この燃料集合体７のボイド反応度係数及び最大線出力密
度の値は図８においてＣ点で示され、Ｇ点の燃料集合体
６と比較すると、ボイド反応度係数の値は−9.5［%K/K/
%ホ゛イト゛］となり改善されるが、さらにウォータロッドの
本数が多くなるので最大線出力密度が増加し約13.4［kW
/ft］となる。これは、軽水炉における最大線出力密度
の運転制限値が約13.4［kW/ft］であることを考慮すれ
ば、運転制限値に対する余裕が全くなくなることを意味
し、設計上好ましくない。As a fourth comparative example, a 9 × 9 type MO
FIG. 10 shows still another example of the X fuel assembly. This fuel assembly 7 is the MOX fuel assembly 6 shown in FIG.
In the above, the number of water rods 96 is increased to eight, and the water rods 96 are further divided into four squares each having seven rows of fuel rods each having a side near the outer periphery of the fuel rod array.
One vertex and its midpoint on the four sides.
The values of the void reactivity coefficient and the maximum linear power density of the fuel assembly 7 are indicated by a point C in FIG. 8, and when compared with the fuel assembly 6 at the point G, the value of the void reactivity coefficient is -9.5 [% K / K /
% White light], but the number of water rods increases, so the maximum linear output density increases to about 13.4 [kW]
/ ft]. This means that there is no room for the operation limit value, considering that the operation limit value of the maximum linear power density in the light water reactor is about 13.4 [kW / ft], which is not preferable in design.
【００４８】さらに第５の比較例として、９×９型ＭＯ
Ｘ燃料集合体のさらに他の例を図１１に示す。この燃料
集合体８は、上述した図９に示したＭＯＸ燃料集合体７
において、ウォータロッド９６の本数は８本のまま変え
ず、それらのウォータロッド９６をさらに燃料棒配列の
最外周列により構成される正方形の各辺上に２本ずつ配
置したものである。この場合のボイド反応度係数と最大
線出力密度の値は図８のＤ点で表される。ボイド反応度
係数は、Ａ点のウラン燃料集合体４と同程度に改善され
ているが、最大線出力密度は、ウォータロッド数は８本
のままであるのでＣ点のＭＯＸ燃料集合体７と同じ約1
3.4［kW/ft］である。すなわち運転制限値に対しての余
裕がないという問題は残存する。As a fifth comparative example, a 9 × 9 MO
FIG. 11 shows still another example of the X fuel assembly. The fuel assembly 8 is the same as the MOX fuel assembly 7 shown in FIG.
In this case, the number of water rods 96 remains unchanged at 8, and two such water rods 96 are further arranged on each side of a square constituted by the outermost row of the fuel rod array. The values of the void reactivity coefficient and the maximum linear output density in this case are represented by point D in FIG. Although the void reactivity coefficient is improved to the same extent as that of the uranium fuel assembly 4 at the point A, the maximum linear power density is the same as that of the MOX fuel assembly 7 at the point C because the number of water rods remains eight. About the same one
3.4 [kW / ft]. That is, the problem that there is no margin for the operation limit value remains.
【００４９】さらに第６の比較例として、９×９型ＭＯ
Ｘ燃料集合体のさらに他の例を図１２に示す。この燃料
集合体９は、上述した図１０に示したＭＯＸ燃料集合体
８において、８本のウォータロッド９６を燃料棒配列の
各コーナーに隣接する２つの格子位置に２本ずつ配置し
たものである。この場合のボイド反応度係数と最大線出
力密度は図８のＥ点で表される。最大線出力密度は変わ
らないが、ボイド反応度係数はさらに改善され、その絶
対値はウラン燃料集合体４のＡ点よりも低い値となる。Further, as a sixth comparative example, a 9 × 9 type MO
FIG. 12 shows still another example of the X fuel assembly. This fuel assembly 9 has the same configuration as the MOX fuel assembly 8 shown in FIG. 10 except that eight water rods 96 are arranged at two grid positions adjacent to each corner of the fuel rod array. . The void reactivity coefficient and the maximum linear output density in this case are represented by point E in FIG. Although the maximum linear power density does not change, the void reactivity coefficient is further improved, and its absolute value is lower than the point A of the uranium fuel assembly 4.
【００５０】以上において、図７,９,１０における各燃
料集合体５，６，７のボイド反応度係数及び最大線出力
密度の値を比較することにより、ウォータロッドの本数
を増加と共にボイド反応度係数は改善されるが、同時に
最大線出力密度も増加して運転制限値に対する余裕がな
くなる。したがってただウォータロッドの本数を増加さ
せるだけでは目標とするＡ点のボイド反応度係数の値に
達する前に最大線出力密度が設計上の限界に達してしま
い、本発明の目的は達せられないことがわかる。また図
１０，１１，１２における各燃料集合体７，８，９のボ
イド反応度係数の値を比較することにより、ＭＯＸ燃料
集合体のボイド反応度係数の絶対値は、ウォータロッド
を燃料棒配列における外周寄りに配置するほど下がり、
さらに外周のうちでも各コーナー部に近づけて配置する
ほどより一層下がることがわかる。In the above, by comparing the values of the void reactivity coefficients and the maximum linear power densities of the fuel assemblies 5, 6, 7 in FIGS. 7, 9, and 10, the void reactivity increases with the number of water rods. Although the coefficient is improved, the maximum linear power density is also increased at the same time, and there is no room for the operation limit value. Therefore, simply increasing the number of water rods will cause the maximum linear output density to reach the design limit before reaching the target value of the void reactivity coefficient at point A, and the object of the present invention will not be achieved. I understand. By comparing the values of the void reactivity coefficients of the fuel assemblies 7, 8, and 9 in FIGS. 10, 11, and 12, the absolute value of the void reactivity coefficient of the MOX fuel assembly can be obtained by connecting the water rod to the fuel rod array. The closer to the outer circumference the lower the
Further, it can be seen that the closer to the corner, the lower the outer circumference.
【００５１】したがって本実施例の燃料集合体３におい
ては、ウォータロッド５６の本数を４本にとどめること
により最大線出力密度を運転制限値13.4［kW/ft］以下
である約12.7［kW/ft］に抑える一方、その４本のウォ
ータロッド５６を燃料棒配列の各コーナー部に１本ずつ
配置することにより、ボイド反応度係数の値は約−8.5
［%K/K/%ホ゛イト゛］とし、Ｅ点に示す図１２の燃料集合体
９より若干絶対値が増加するものの、Ａ点に示す図６の
ウラン燃料集合体４と同程度の値にまで改善することが
できる。Therefore, in the fuel assembly 3 of this embodiment, the maximum linear power density is about 12.7 [kW / ft] which is less than the operation limit value 13.4 [kW / ft] by keeping the number of the water rods 56 to four. On the other hand, by arranging the four water rods 56 one at each corner of the fuel rod array, the value of the void reactivity coefficient becomes about -8.5.
[% K / K /% white], the absolute value of which slightly increases from the fuel assembly 9 of FIG. 12 shown at the point E, but reaches a value similar to that of the uranium fuel assembly 4 of FIG. Can be improved.
【００５２】本実施例によれば、ＭＯＸ燃料集合体３に
おいて４本のウォータロッド５６を燃料棒配列の各コー
ナー部に１本ずつ配置するので、ボイド反応度係数及び
最大線出力密度をウラン燃料集合体４と同程度にするこ
とができる。According to the present embodiment, since four water rods 56 are arranged one at each corner of the fuel rod array in the MOX fuel assembly 3, the void reactivity coefficient and the maximum linear power density are reduced by uranium fuel. It can be set to the same degree as the aggregate 4.
【００５３】本発明の第２の実施例を図１３に示す。こ
の燃料集合体１０は、図５に示した前記９×９型ＭＯＸ
燃料集合体３において、燃料棒配列の各コーナー部に配
置されている４本のウォータロッド５６を、燃料棒配列
の各コーナー部に隣接する２箇所の格子位置のどちらか
一方に回転対称的に配置したものである。すなわち燃料
集合体３において４本のウォータロッド５６を、燃料棒
配列中心から見て同一方向に向かって回転させ１列隣り
の位置に移動させた構成となっている。この燃料集合体
１０のボイド反応度係数及び最大線出力密度の値は、図
８において点Ｈで示され、点Ｆで示された第１の実施例
である図５の燃料集合体３とほぼ等しい値をとる。すな
わち本実施例のＭＯＸ燃料集合体１０によっても、ボイ
ド反応度係数及び最大線出力密度をウラン燃料集合体４
と同程度にすることができる。FIG. 13 shows a second embodiment of the present invention. This fuel assembly 10 is the same as the 9 × 9 MOX shown in FIG.
In the fuel assembly 3, the four water rods 56 arranged at each corner of the fuel rod array are rotationally symmetrically positioned at one of two lattice positions adjacent to each corner of the fuel rod array. It is arranged. That is, in the fuel assembly 3, the four water rods 56 are rotated in the same direction as viewed from the fuel rod arrangement center and moved to a position adjacent to one row. The values of the void reactivity coefficient and the maximum linear power density of this fuel assembly 10 are indicated by a point H in FIG. 8 and are substantially the same as those of the fuel assembly 3 of FIG. Takes equal value. That is, according to the MOX fuel assembly 10 of the present embodiment, the void reactivity coefficient and the maximum linear power density are also reduced by the uranium fuel assembly 4.
It can be about the same.
【００５４】本発明のＢＷＲの炉心に関する実施例を図
１４に示す。図はＢＷＲの炉心を上からみた図である。
この炉心は、５４８体の燃料集合体から構成され、図中
の白色及び黒色の四角い枡のひとつひとつが燃料集合体
である。これら５４８体の燃料集合体のうち約１５６体
が図５に示した本発明によるＭＯＸ燃料集合体３で、残
りの約３９２体は図６に示したウラン燃料集合体４であ
る。FIG. 14 shows an embodiment relating to the core of the BWR of the present invention. The figure is a view of the core of the BWR viewed from above.
This core is composed of 548 fuel assemblies, and each of the white and black square cells in the figure is a fuel assembly. Of these 548 fuel assemblies, about 156 are MOX fuel assemblies 3 according to the present invention shown in FIG. 5, and the remaining 392 are uranium fuel assemblies 4 shown in FIG.
【００５５】図１４に示した炉心のうち、何もかいてな
い四角い枡と斜線をひいた四角い枡で示した燃料集合体
４体を囲むＰ部を拡大して示したのが図１５である。炉
心はこの図に示されるように、１体の制御棒を囲むよう
に４体の燃料集合体を配置したものを基本単位として構
成されている。図１５の例では、４体の燃料集合体のう
ち、１体が図５に示したＭＯＸ燃料集合体３であり、残
りの３本は図６に示したウラン燃料集合体４である。FIG. 15 is an enlarged view of a portion P surrounding four fuel assemblies indicated by a square cell with no space and a square cell with diagonal lines in the core shown in FIG. . As shown in this figure, the core is configured with four fuel assemblies arranged so as to surround one control rod as a basic unit. In the example of FIG. 15, one of the four fuel assemblies is the MOX fuel assembly 3 shown in FIG. 5, and the remaining three are the uranium fuel assemblies 4 shown in FIG.
【００５６】ＭＯＸ燃料集合体３は燃料棒配列のコーナ
ー部にウォータロッドを持つが、ウラン燃料集合体４は
燃料棒配列のコーナー部にはウォータロッドを持たない
ことが特徴である。The MOX fuel assembly 3 has water rods at the corners of the fuel rod array, whereas the uranium fuel assembly 4 is characterized by having no water rod at the corners of the fuel rod array.
【００５７】図８において説明したように、Ｆ点で示さ
れるＭＯＸ燃料集合体３のボイド反応係数は、Ａ点で示
したウラン燃料集合体４のボイド反応度係数とほぼ同じ
になっている。そのため、図１５に示すように、炉心を
構成する一部のウラン燃料集合体をＭＯＸ燃料集合体に
置き換えた炉心構成としても、炉心全体のボイド反応度
係数は、全てがウラン燃料集合体で構成された炉心のボ
イド反応度係数と同一になる。そして、圧力上昇や出力
急上昇などにより炉心のボイド率が急変した時の反応度
変化等の炉心過渡変化の挙動は全てがウラン燃料集合体
で構成された炉心と同一となる。As described with reference to FIG. 8, the void reaction coefficient of the MOX fuel assembly 3 shown at the point F is substantially the same as the void reactivity coefficient of the uranium fuel assembly 4 shown at the point A. Therefore, as shown in FIG. 15, even if a core configuration in which a part of the uranium fuel assembly constituting the core is replaced with the MOX fuel assembly, the void reactivity coefficient of the entire core is entirely composed of the uranium fuel assembly. It becomes the same as the void reactivity coefficient of the selected core. And, the behavior of the core transient change such as the reactivity change when the void fraction of the core suddenly changes due to a pressure rise or a sudden increase in output becomes the same as that of the core composed of the uranium fuel assembly.
【００５８】このことは、全てがウラン燃料集合体で構
成された炉心で安全が確認されているのであれば、その
一部をＭＯＸ燃料集合体に置き換えても全てウラン燃料
集合体で構成された炉心と同じ安全性が確保されている
ことを意味し、炉心の安全上重要である。This means that if the safety was confirmed in a core composed entirely of uranium fuel assemblies, all of them were composed of uranium fuel assemblies even if some of them were replaced with MOX fuel assemblies. This means that the same safety as the core is ensured, which is important for core safety.
【００５９】なお、図１５では４体の燃料集合体のうち
１体がＭＯＸ燃料集合体で構成される例を示したが、上
述のようにウラン燃料集合体とＭＯＸ燃料集合体のボイ
ド反応度係数は同等であることから、４体の燃料集合体
のうち２体をＭＯＸ燃料集合体に、さらには３体又は全
てをＭＯＸ燃料集合体としても炉心全体のボイド反応度
係数は影響を受けることはない。FIG. 15 shows an example in which one of the four fuel assemblies is composed of the MOX fuel assembly, but the void reactivity of the uranium fuel assembly and the MOX fuel assembly is as described above. Since the coefficients are equivalent, the void reactivity coefficient of the entire core is affected even if two of the four fuel assemblies are MOX fuel assemblies, and even three or all are MOX fuel assemblies. There is no.
【００６０】上述の説明では、燃料集合体内の燃料棒配
列が９×９型の場合を例として説明した。しかし、図１
に示す８×８型ＭＯＸ燃料集合体も図２２に示した８×
８型ウラン燃料集合体と同一のボイド反応度係数を持つ
ため、図１６に示すように、燃料集合体の一部を８×８
型ＭＯＸ燃料集合体で構成しても、図１５で説明したの
と同様に全てウラン燃料集合体で構成された炉心と同じ
安全性を確保することができる。このように本実施例に
よれば、ボイド反応度係数及び最大線出力密度をウラン
燃料集合体と同等にできるＭＯＸ燃料集合体を利用した
軽水炉炉心を提供できる。In the above description, the case where the fuel rod arrangement in the fuel assembly is of the 9 × 9 type has been described as an example. However, FIG.
The 8 × 8 type MOX fuel assembly shown in FIG.
Since it has the same void reactivity coefficient as the type 8 uranium fuel assembly, as shown in FIG.
Even with the MOX fuel assembly, the same safety as that of the core constituted entirely by the uranium fuel assembly can be ensured as described with reference to FIG. As described above, according to the present embodiment, it is possible to provide a light water reactor core using a MOX fuel assembly capable of making the void reactivity coefficient and the maximum linear power density equal to those of the uranium fuel assembly.
【００６１】以上は、本発明の沸騰水型原子炉（ＢＷ
Ｒ）に関する実施例であるが、本発明の加圧水型原子炉
（ＰＷＲ）に関する実施例を図１７〜図２０により説明
する。本実施例は１７×１７型ＭＯＸ燃料集合体に本発
明を適用したものである。図１７において、本実施例の
燃料集合体１５０は、燃料棒１５１及び１５２を上部ノ
ズル１５３、下部ノズル１５４と支持格子１５８で支持
固定し、１７行１７列の配列で規則正しく並べた構造を
持つ。この支持格子１５８中には制御棒クラスタ１５７
で支持された制御棒１５６が挿入できるように数本の制
御棒案内管１５５が設けてある。この制御棒案内管１５
５は、制御棒１５６が挿入されないときには、前述した
ウォータロッドと同じく内部を冷却材が流れる構造とな
っている。The above is the description of the boiling water reactor (BW) of the present invention.
R) An embodiment relating to a pressurized water reactor (PWR) of the present invention will be described with reference to FIGS. In this embodiment, the present invention is applied to a 17 × 17 MOX fuel assembly. In FIG. 17, the fuel assembly 150 of this embodiment has a structure in which fuel rods 151 and 152 are supported and fixed by an upper nozzle 153, a lower nozzle 154, and a support grid 158, and are regularly arranged in an array of 17 rows and 17 columns. Control rod clusters 157 are provided in the support grid 158.
Several control rod guide tubes 155 are provided so that the control rod 156 supported by the above can be inserted. This control rod guide tube 15
Reference numeral 5 denotes a structure in which the coolant flows inside the control rod 156 when the control rod 156 is not inserted, similarly to the water rod described above.
【００６２】この燃料集合体１５０の断面図を図１８に
示す。この燃料集合体１５０は、１７×１７型の燃料棒
配列において、中央部に中性子計装案内管１６３、その
周辺部に制御棒案内管１５５並びに高富化度ＭＯＸ燃料
棒１５１、外周部に中富化度ＭＯＸ燃料棒１５２が配置
され、また燃料棒配列の各コーナー部にはウォータロッ
ド１６７が配置されている。FIG. 18 is a sectional view of the fuel assembly 150. This fuel assembly 150 has a neutron instrumentation guide tube 163 in the center, a control rod guide tube 155 and a highly enriched MOX fuel rod 151 in the periphery thereof, and a medium-enriched outer periphery in a 17 × 17 type fuel rod arrangement. A MOX fuel rod 152 is disposed, and a water rod 167 is disposed at each corner of the fuel rod arrangement.
【００６３】本実施例との第１の比較例として、従来技
術の１７×１７型ＰＷＲ用ウラン燃料集合体の一例を図
１９に示す。このウラン燃料集合体１７０は、１７×１
７のウラン燃料棒１７１の配列において、中央部に中性
子計装案内管１７３、その周囲に制御棒案内管１７２が
配置されている。この燃料集合体１７０は、図１８に示
された前記ＭＯＸ燃料集合体１５０と比べるとウラン燃
料棒の配列である点と、コーナー部もウォータロッドで
なくウラン燃料棒１７１である点が異なる。As a first comparative example with this embodiment, FIG. 19 shows an example of a conventional uranium fuel assembly for a 17 × 17 type PWR. This uranium fuel assembly 170 is 17 × 1
In the arrangement of the uranium fuel rods 171 in FIG. 7, a neutron instrumentation guide tube 173 is arranged at the center, and a control rod guide tube 172 is arranged around the neutron instrumentation guide tube 173. The fuel assembly 170 is different from the MOX fuel assembly 150 shown in FIG. 18 in that the arrangement of the uranium fuel rods is different from the arrangement of the uranium fuel rods 171 in that the corners are not water rods.
【００６４】本実施例との第２の比較例として、１７×
１７型ＰＷＲ用ＭＯＸ燃料集合体の一例を図２０に示
す。このＭＯＸ燃料集合体１８０は、１７×１７の高富
化度ＭＯＸ燃料棒１５１の配列において、中央部に中性
子計装案内管１６３、その周辺部に制御棒案内管１５
５、外周部に中富化度ＭＯＸ燃料棒１５２、各コーナー
部に低富化度ＭＯＸ燃料棒１８４が配置されており、富
化度の異なる３種類の燃料棒から構成されることが特徴
である。この燃料集合体１８０は、図１８に示された前
記ＭＯＸ燃料集合体１５０に比べると、コーナー部がウ
ォータロッドでなく低富化度ＭＯＸ燃料棒１８４である
点が異なる。As a second comparative example with this embodiment, 17 ×
FIG. 20 shows an example of a MOX fuel assembly for type 17 PWR. This MOX fuel assembly 180 has a neutron instrumentation guide tube 163 at the center and a control rod guide tube 15 at the periphery thereof in the arrangement of 17 × 17 highly enriched MOX fuel rods 151.
5. A middle-enrichment MOX fuel rod 152 is arranged on the outer periphery, and a low-enrichment MOX fuel rod 184 is arranged at each corner, and is characterized by three types of fuel rods having different enrichments. . The fuel assembly 180 is different from the MOX fuel assembly 150 shown in FIG. 18 in that the corner portion is not a water rod but a low enrichment MOX fuel rod 184.
【００６５】以上において、ＰＷＲでは通常運転時の炉
心は沸騰していないのでＢＷＲのようなボイド反応度係
数は問題にならないが、水密度変化に対する反応度変化
を示す指標としての減速材温度係数がある。この減速材
温度係数は、ＭＯＸ燃料を使用した場合、ウラン燃料を
使用した場合に比べて負値で小さくなる特性がある。こ
の改善には、ＢＷＲにおけるボイド反応度係数と同様
に、水対燃料体積比を増して中性子減速効果を増加させ
ることが有効である。したがってＰＷＲ用燃料集合体に
おいても、内部を減速材（冷却材）が流れる構造を持つ
ウォータロッドを設けることにより減速材温度係数を改
善できる。ただしＢＷＲの場合と同様に、最大線出力密
度の増大を防止するには、ウォータロッドの本数の増加
を極力抑えることが重要である。なぜならば、一般に炉
心内でＭＯＸ燃料集合体がウラン燃料集合体に隣接して
配置される場合には、ウラン燃料とＭＯＸ燃料集合体の
中性子スペクトルの違いからＭＯＸ燃料集合体の周辺部
の燃料棒の出力が高くなる傾向にあり、最大線出力密度
増大の一因となっているからである。この傾向は特に燃
料棒配列における各コーナー部の燃料棒でこの傾向が著
しい。したがって、前述した減速材温度係数の改善のた
めのウォータロッドの配置において、燃料棒配列におけ
る各コーナー部にそのウォータロッドを配置することが
最大線出力密度を抑える上で特に有効である。In the above description, in the case of the PWR, the core of the reactor during normal operation is not boiling, so that the void reactivity coefficient such as the BWR does not matter, but the moderator temperature coefficient as an index indicating the change in the reactivity with respect to the change in the water density is not significant. is there. This moderator temperature coefficient has a characteristic that, when using MOX fuel, it becomes a negative value and becomes smaller than when using uranium fuel. To improve this, it is effective to increase the water-to-fuel volume ratio to increase the neutron moderating effect, similarly to the void reactivity coefficient in BWR. Therefore, even in the PWR fuel assembly, the moderator temperature coefficient can be improved by providing a water rod having a structure through which the moderator (coolant) flows. However, as in the case of the BWR, in order to prevent an increase in the maximum linear output density, it is important to suppress an increase in the number of water rods as much as possible. This is because, in general, when the MOX fuel assembly is disposed adjacent to the uranium fuel assembly in the reactor core, the fuel rods at the periphery of the MOX fuel assembly due to the difference in the neutron spectrum of the uranium fuel and the MOX fuel assembly. This is because the output tends to increase, which contributes to an increase in the maximum linear output density. This tendency is remarkable especially in the fuel rods at each corner in the fuel rod arrangement. Therefore, in the arrangement of the water rods for improving the moderator temperature coefficient described above, the arrangement of the water rods at each corner in the fuel rod arrangement is particularly effective in suppressing the maximum linear output density.
【００６６】したがって本実施例によれば、燃料棒配列
の各コーナー部に４本のウォータロッド１６７を設ける
ことにより、最大線出力密度の増大を抑えつつ減速材温
度係数を改善することができる。また、ＭＯＸ燃料棒と
しては高富化度燃料棒及び中富化度燃料棒の２種類のみ
で足り、低富化度ＭＯＸ燃料棒が不要となる。したがっ
て、ＭＯＸ燃料製造時の加工工程数が減少する。なお、
上記の実施例では、燃料集合体は、燃料棒として燃焼度
零の時においてプルトニウムを含むＭＯＸ燃料棒のみを
有する構成としたが、当該ＭＯＸ燃料棒に加え、更に燃
焼度零の時においてプルトニウムを含まずウランを含む
燃料棒を有する構成としてもよい。 Therefore, according to the present embodiment, by providing the four water rods 167 at each corner of the fuel rod array, it is possible to improve the moderator temperature coefficient while suppressing an increase in the maximum linear output density. Further, only two types of MOX fuel rods, a high-enrichment fuel rod and a medium-enrichment fuel rod, are sufficient, and a low-enrichment MOX fuel rod is not required. Therefore, the number of processing steps during the production of MOX fuel is reduced. In addition,
In the above embodiment, the fuel assembly has a burn-up
At zero, only MOX fuel rods containing plutonium
Configuration and the but having, in addition to the MOX fuel rods, further combustion
Contains no uranium without plutonium at zero burnup
A configuration having a fuel rod may be adopted.
【００６７】[0067]
【発明の効果】本発明によれば、ウラン燃料集合体の代
わりにＭＯＸ燃料集合体を用いた場合にも、プルトニウ
ム装荷量を大幅に減らすことなく、線出力密度も大幅に
高くすることなく、ボイド反応度係数若しくは減速材温
度係数をウラン燃料集合体と同等にできる軽水炉用燃料
集合体及びその燃料集合体を利用した軽水炉炉心を提供
できる。また、ＰＷＲにおいては、ＭＯＸ燃料棒の富化
度種類を低減できるのでＭＯＸ燃料製造時の加工行程数
を減らすことができる。According to the present invention, even when the MOX fuel assembly is used instead of the uranium fuel assembly, the plutonium loading amount is not greatly reduced, and the linear power density is not significantly increased. It is possible to provide a fuel assembly for a light water reactor capable of making the void reactivity coefficient or moderator temperature coefficient equal to that of the uranium fuel assembly, and a light water reactor core using the fuel assembly. Further, in the PWR, the number of types of enrichment of the MOX fuel rods can be reduced, so that the number of processing steps in manufacturing the MOX fuel can be reduced.
【図１】本発明の第１の実施例の８×８型のＢＷＲ用Ｍ
ＯＸ燃料集合体を示す断面図。FIG. 1 shows an 8 × 8 BWR M according to a first embodiment of the present invention.
Sectional drawing which shows an OX fuel assembly.
【図２】従来技術の８×８型のＢＷＲ用ＭＯＸ燃料集合
体の一例を示す断面図。FIG. 2 is a cross-sectional view showing an example of a conventional 8 × 8 type MOX fuel assembly for BWR.
【図３】本発明の図１の８×８型のＢＷＲ用ＭＯＸ燃料
集合体と従来技術の図２の８×８型のＢＷＲ用ＭＯＸ燃
料集合体とのボイド反応度係数の比較を示す図。FIG. 3 is a diagram showing a comparison of the void reactivity coefficient between the 8 × 8 type BWR MOX fuel assembly of FIG. 1 of the present invention and the prior art 8 × 8 type BWR MOX fuel assembly of FIG. 2; .
【図４】本発明の第２実施例の９×９型のＢＷＲ用ＭＯ
Ｘ燃料集合体を示す全体構造図。FIG. 4 shows a 9 × 9 type MO for BWR according to a second embodiment of the present invention.
FIG. 1 is an overall structural diagram showing an X fuel assembly.
【図５】図４の第２実施例の断面図。FIG. 5 is a sectional view of the second embodiment of FIG. 4;
【図６】第２実施例に対する第１の比較例である従来技
術の９×９型のＢＷＲ用ウラン燃料集合体を示す断面
図。FIG. 6 is a sectional view showing a 9 × 9 type uranium fuel assembly for BWR of the related art, which is a first comparative example of the second embodiment.
【図７】第２実施例に対する第２の比較例の９×９型の
ＢＷＲ用ＭＯＸ燃料集合体を示す断面図。FIG. 7 is a cross-sectional view showing a 9 × 9 type MOX fuel assembly for BWR of a second comparative example with respect to the second embodiment.
【図８】図４の第２実施例の９×９型のＢＷＲ用ＭＯＸ
燃料集合体と、図６の第１の比較例の９×９型のＢＷＲ
用ウラン燃料集合体と、図７の第２の比較例の９×９型
のＢＷＲ用ＭＯＸ燃料集合体とにおけるボイド反応係数
及び最大線出力密度の比較を示す図。8 is a 9 × 9 type BWR MOX of the second embodiment of FIG. 4;
Fuel assembly and 9 × 9 BWR of first comparative example in FIG.
FIG. 8 is a diagram showing a comparison of a void reaction coefficient and a maximum linear power density between a uranium fuel assembly for BWR and a 9 × 9 type MOX fuel assembly for BWR of the second comparative example in FIG. 7.
【図９】図４の第２実施例に対する第３の比較例の９×
９型のＢＷＲ用ＭＯＸ燃料集合体を示す断面図。FIG. 9 shows 9 × of a third comparative example with respect to the second embodiment of FIG. 4;
Sectional drawing which shows the type 9 MOX fuel assembly for BWRs.
【図１０】図４の第２実施例に対する第４の比較例の９
×９型のＢＷＲ用ＭＯＸ燃料集合体を示す断面図。FIG. 10 shows a ninth comparative example of the second embodiment shown in FIG. 4;
FIG. 3 is a cross-sectional view showing a × 9 type MOX fuel assembly for BWR.
【図１１】図４の第２実施例に対する第５の比較例の９
×９型のＢＷＲ用ＭＯＸ燃料集合体を示す断面図。FIG. 11 shows a fifth comparative example corresponding to the second embodiment shown in FIG.
FIG. 3 is a cross-sectional view showing a × 9 type MOX fuel assembly for BWR.
【図１２】図４の第２実施例に対する第６の比較例の９
×９型のＢＷＲ用ＭＯＸ燃料集合体を示す断面図。FIG. 12 shows a ninth comparative example of the second embodiment shown in FIG. 4;
FIG. 3 is a cross-sectional view showing a × 9 type MOX fuel assembly for BWR.
【図１３】本発明の第３実施例の９×９型のＢＷＲ用Ｍ
ＯＸ燃料集合体を示す断面図。FIG. 13 shows a 9 × 9 BWR M according to a third embodiment of the present invention.
Sectional drawing which shows an OX fuel assembly.
【図１４】本発明のＢＭＲの炉心に関する実施例を示す
図。FIG. 14 is a view showing an embodiment relating to a BMR core of the present invention.
【図１５】図１４のＡ部を拡大して示した断面図。FIG. 15 is an enlarged sectional view of a portion A in FIG. 14;
【図１６】図１の８×８型のＢＷＲ用ＭＯＸ燃料集合体
と８×８型のウラン燃料集合体によって構成された、図
１５に対応する炉心の一部分拡大図。16 is a partially enlarged view of a core corresponding to FIG. 15, which is constituted by the 8 × 8 type MOX fuel assembly for BWR of FIG. 1 and the 8 × 8 type uranium fuel assembly.
【図１７】本発明の第４実施例の１７×１７型ＰＷＲ用
ＭＯＸ燃料集合体を示す全体構造図。FIG. 17 is an overall structural view showing a 17 × 17 type PWR MOX fuel assembly according to a fourth embodiment of the present invention.
【図１８】図１７の第４実施例の１７×１７型ＰＷＲ用
ＭＯＸ燃料集合体を示す断面図。FIG. 18 is a sectional view showing a 17 × 17 PWR MOX fuel assembly according to the fourth embodiment of FIG. 17;
【図１９】図１７の第４実施例に対する第１の比較例で
ある従来技術の１７×１７型ＰＷＲ用ウラン燃料集合体
を示す断面図。FIG. 19 is a sectional view showing a conventional uranium fuel assembly for 17 × 17 type PWR as a first comparative example with respect to the fourth embodiment of FIG. 17;
【図２０】図１７の第４実施例に対する第２の比較例で
ある従来技術の１７×１７型ＰＷＲ用ＭＯＸ燃料集合体
を示す断面図。FIG. 20 is a sectional view showing a 17 × 17 type PWR MOX fuel assembly as a second comparative example of the fourth embodiment of FIG. 17;
【図２１】従来技術の８×８型ＢＷＲ用ウラン燃料集合
体を示す断面図。FIG. 21 is a sectional view showing a conventional uranium fuel assembly for an 8 × 8 BWR.
【図２２】従来技術の他の８×８型ＢＷＲ用ウラン燃料
集合体を示す断面図。FIG. 22 is a sectional view showing another conventional uranium fuel assembly for an 8 × 8 BWR.
１ ８×８型のＢＷＲ用ＭＯＸ燃料集合体 ３，１０ ９×９型のＢＷＲ用ＭＯＸ燃料集合体 １３，５３ ＭＯＸ燃料棒 １５，５４，２０６ 太径のウォータロッド １６，２６，５６，１６７ ウォータロッド １５０ １７×１７型ＰＷＲ用ＭＯＸ燃料集合体 １５１ 高富度化ＭＯＸ燃料集合体 １５２ 中富度化ＭＯＸ燃料集合体 18 MOX fuel assembly for BWR of 8 × 8 type 3,109 MOX fuel assembly for BWR of 9 × 9 type 13,53 MOX fuel rod 15,54,206 Water rod of large diameter 16,26,56,167 Water Rod 150 17 × 17 MOX fuel assembly for PWR 151 Highly enriched MOX fuel assembly 152 Medium enriched MOX fuel assembly
───────────────────────────────────────────────────── 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 ──────────────────────────────────────────────────続 き Continued on front page (58) Field surveyed (Int.Cl. 7 , DB name) G21C 3/30 G21C 3/32
Claims (5)
複数の燃料棒と、内部を冷却水が流れる複数のウォータ
ロッドとを有する軽水炉用燃料集合体において、 前記複数のウォータロッドを燃料棒配列の各コーナー部
又はそれに隣接する位置のいずれかに１本づつ回転対称
に配置し、かつ最外周から２層目で前記ウォータロッド
に隣接する位置に前記燃料棒を配置したことを特徴とす
る軽水炉用燃料集合体。1. A light water reactor fuel assembly having a plurality of fuel rods containing plutonium at a burnup of zero and a plurality of water rods through which cooling water flows, wherein the plurality of water rods are arranged in a fuel rod array. Each corner
Or a fuel assembly for a light water reactor, wherein the fuel rods are arranged one by one at any one of positions adjacent to the water rod, and the fuel rods are arranged at positions adjacent to the water rod in the second layer from the outermost periphery. .
て、更に少なくとも１本の太径のウォータロッドを中央
部に配置したことを特徴とする軽水炉用燃料集合体。2. The fuel assembly for a light water reactor according to claim 1 , further comprising at least one large-diameter water rod disposed at a central portion.
において、更に燃焼度零の時においてプルトニウムを含
まずウランを含む燃料棒を有することを特徴とする軽水
炉用燃料集合体。3. The fuel assembly for a light water reactor according to claim 1 or 2 , further comprising a fuel rod containing uranium without plutonium when the burn-up is zero.
ランのみを含む複数の燃料棒を有する第１の燃料集合体
と、燃焼度零の時においてプルトニウムを含む複数の燃
料棒と、内部を冷却水が流れる複数のウォータロッドと
を有する第２の燃料集合体とを有し、前記第２の燃料集
合体は、前記複数のウォータロッドを燃料棒配列の各コ
ーナー部又はそれに隣接する位置のいずれかに１本づつ
回転対称に配置し、かつ最外周から２層目で前記ウォー
タロッドに隣接する位置に前記燃料棒を配置した燃料集
合体であることを特徴とする軽水炉炉心。4. A first fuel assembly having a plurality of fuel rods containing only uranium as fissile material at zero burnup, a plurality of fuel rods containing plutonium at zero burnup, and cooling the inside. And a second fuel assembly having a plurality of water rods through which water flows, wherein the second fuel assembly includes a plurality of water rods each of which is provided at any one of corners of a fuel rod array or a position adjacent thereto. A light water reactor core comprising: a fuel assembly in which each of the crabs is arranged rotationally symmetrically and the fuel rods are arranged at positions adjacent to the water rod in the second layer from the outermost periphery.
第２の燃料集合体は、前記第１の燃料集合体とほぼ同一
の形状及び寸法を有することを特徴とする軽水炉炉心。5. A light water reactor core according to claim 4 , wherein said second fuel assembly has substantially the same shape and size as said first fuel assembly.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11848693A JP3177062B2 (en) | 1992-05-21 | 1993-05-20 | Fuel assembly for light water reactor and light water reactor core |
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4-129027 | 1992-05-21 | ||
| JP12902792 | 1992-05-21 | ||
| JP11848693A JP3177062B2 (en) | 1992-05-21 | 1993-05-20 | Fuel assembly for light water reactor and light water reactor core |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
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