JP3852881B2

JP3852881B2 - Nuclear reactor core

Info

Publication number: JP3852881B2
Application number: JP34606897A
Authority: JP
Inventors: 和毅肥田; 靖平野
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1997-12-16
Filing date: 1997-12-16
Publication date: 2006-12-06
Anticipated expiration: 2017-12-16
Also published as: JPH11174181A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は原子炉に用いられる原子炉の炉心に関し、特に、十分な熱的余裕を確保した上で取出燃焼度を増大して燃料経済性を向上させることのできる原子炉の炉心に係わる。
【０００２】
【従来の技術】
原子炉が建設されて初めて炉心に装荷される初装荷燃料には、近年取出燃焼度の向上のために、核***性物質濃度の異なる複数種類の燃料集合体が使用され、さらに初装荷燃料の平均核***性物質濃度を高める設計がされている。このような炉心を高燃焼度初装荷炉心と呼んでいる。なお、以下では核***性物質濃度、すなわち核燃料物質として一般に用いられる濃縮ウランに対して核***性物質であるウラン２３５の濃度を簡単に濃縮度と呼ぶこととする。ただし、濃縮ウランの代りにプルトニウムとウランの混合物が核燃料物質として用いられることもあり、その場合にはプルトニウム２３９および２４１とウラン２３５の濃度の合計が核***性物質濃度である。また前者をウラン燃料、後者をプルトニウム燃料と略称する。
【０００３】
このような高燃焼度初装荷炉心の例として、特開平４−２２８９４号公報に、低濃縮度燃料集合体と高濃縮度燃料集合体の２種類で炉心を構成した例が開示されている。同公報には、初装荷燃料の濃縮度の標準偏差が大きいほど取出燃焼度が増大することから、高濃縮度燃料集合体の濃縮度はできるだけ高く、一方低濃縮度燃料集合体は、濃縮度をできるだけ低く装荷体数を少なくするのがよい旨が開示されている。
【０００４】
この発明を適用した１例の原子炉炉心を図４に示し説明する。図４は電気出力１３５万ｋＷの沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲという）の炉心の第４象限に相当する１／４断面を図である。図中一つのマスが１体の燃料集合体を表しており、炉心１は８７２体の燃料集合体で構成されている。燃料集合体は全ての方向において等間隔で配置されている。内部が空白のマスは燃料集合体平均濃縮度が３．７％の高濃縮度燃料集合体２を、内部がＬのマスは燃料集合体平均濃縮度が１．６％の低濃縮度燃料集合体３を示す。この炉心には、高濃縮度燃料集合体が６４８体、低濃縮度燃料集合体が２２４体装荷されており、初装荷燃料の平均濃縮度は３．２％である。
【０００５】
高濃縮度燃料集合体の濃縮度は、さらに高くすることによって取出燃焼度を増大できるが、ここではサイクル終了時に装荷される取替燃料と同じ濃縮度に設定している。一方低濃縮度燃料集合体の濃縮度は、初装荷燃料の平均濃縮度を維持できる範囲内で、取出燃焼度増大のためにできるだけ低く設定している。
【０００６】
燃料集合体と燃料集合体の間には横断面が十字状の制御棒４が挿抜され、炉心１には全部で２０５本の制御棒が具備されている。１本の制御棒とこれを囲む４体の燃料集合体を併せてセルと呼び、このセルの横断面図の詳細を図５に示す。制御棒４は、中性子吸収材であるＢ４Ｃを充填した棒４０を、横断面が十字状になるように配列して構成されている。この制御棒４の周りには燃料集合体２，３が配置されている。
【０００７】
これらの燃料集合体２，３は高燃焼度用燃料集合体の一例であり、図６に詳細な構成を示す。燃料集合体２，３は、長尺燃料棒６、短尺燃料棒７および太径ウォータロッド８をスペーサ９で９行９列の正方格子状に束ねて上部タイプレート１０および下部タイプレート１１に固定して燃料棒束とし、この燃料棒束をチャンネルボックス１２で包囲して構成されている。短尺燃料棒は、燃料上部の冷却材流路を拡大して圧損を低減するとともに、炉停止余裕を向上させている。
【０００８】
図７は、図４の炉心に装荷されている燃料集合体の濃縮度および可燃性毒物の軸方向分布を示し、（ａ）が高濃縮度燃料集合体２、（ｂ）が低濃縮度燃料集合体３のものである。いずれの燃料集合体にも上下端の斜線で示す領域には濃縮度が低く可燃性毒物を含まないブランケット領域が設けられており、中性子の漏れを低減している。高濃縮度燃料集合体２は上下端領域を除いた濃縮度が４．１％、可燃性毒物であるガドリニア入り燃料棒が１０本、平均濃縮度が３．７％であり、低濃縮度燃料集合体３は、上下端領域を除いた濃縮度が１．７％、ガドリニア入り燃料棒が２本、平均濃縮度が１．６％である。
【０００９】
またこの炉心では、制御棒の移動による制御棒隣接燃料集合体の出力分布歪が緩和されるように、濃縮度が低いかまたは燃焼が進んだ反応度の低い燃料集合体を４体配したコントロールセルを炉内に離散的に配置することにより、原子炉の運転中に炉心の余剰反応度を制御棒でコントロールしている。本炉心では中心部を丸印で示す３７個のコントロールセル５があり、各々低濃縮度燃料集合体３が４体装荷されている。図４の炉心では、低濃縮度燃料はコントロールセルと、熱的余裕や炉停止余裕を満足するために必要な最小限の位置のみに配置し、低濃縮度燃料集合体の装荷体数をできるだけ少なくしている。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】
炉心内において最大出力を生ずる燃料集合体が低濃縮度燃料集合体と高濃縮度燃料集合体に面している場合、一般に最大出力の燃料集合体を構成する各燃料棒の出力は、低濃縮度燃料集合体に面する側において高濃縮度燃料集合体に面する側よりも大きくなる。これは、各燃料棒の出力が、隣接する燃料集合体から流れ込んでくる熱中性子量に大きく依存するからであり、低濃縮度燃料集合体の方が高濃縮度燃料集合体よりも熱中性子量が多いからである。
【００１１】
従って、特開平４−２２８９４号公報に開示された発明に基づいて、高濃縮度燃料集合体の濃縮度を高くし、低濃縮度燃料集合体の濃縮度を低くすると、燃料集合体内における上述した燃料棒間の出力差が拡大することになる。通常、最大出力は高濃縮度燃料集合体に生ずるが、この高濃縮度燃料集合体を構成する燃料棒の内、低濃縮度燃料集合体に面している側の燃料棒の出力が特に増大する。ここで、隣接する燃料集合体が燃料集合体内の燃料棒出力に及ぼす影響の例を以下に説明する。
【００１２】
図４の炉心の大部分は、燃料集合体１６体から構成される領域１５を単位として、その繰返しによって構成されている。すなわち４体の低濃縮度燃料集合体２からなるコントロールセル５と４体の高濃縮度燃料集合体３からなるセルが２つ、１体の低濃縮度燃料集合体２および３体の高濃縮度燃料集合体からなるセルの４つのセルから構成されるものである。
【００１３】
図８は、コントロールセル５のみに制御棒４が挿入された状態での、領域１５内の燃料集合体の下部横断面における（図６（ｃ）の断面）の出力分布である。図８によれば、コントロールセル５以外に配置された低濃縮度燃料集合体のみに隣接する高濃縮度燃料集合体１４ａ，１４ｂの出力が１．２０となり、最も高いことがわかる。
【００１４】
次に、出力の高い高濃縮度燃料集合体の内、上側に低濃縮度燃料集合体が面する高濃縮度燃料集合体１４ａの燃料棒出力分布の一例を図９に示す。図９（ａ）は下部断面内の濃縮度およびＧｄ分布であり、濃縮度は番号１の燃料棒で最も高く番号７の燃料棒で最も低い。記号Ｇの燃料棒はＧｄを含むものである。図９（ｂ）は、隣接する燃料集合体の影響を最も受けやすい最外周燃料棒の相対出力である。
【００１５】
図９に示すように、濃縮度およびＧｄ分布は対称であるにもかかわらず、出力分布は対称から大きくずれていることがわかる。特に図中で上方にある低濃縮度燃料集合体に面した最外周燃料棒の出力が大きく、面の中央にある燃料棒では他の面の対称位置の燃料棒よりも１０％以上大きい。これは、隣接する低濃縮度燃料集合体からは熱中性子が多く流れ込み、一方隣接する高濃縮度燃料集合体とはほぼ同じ熱中性子量であるため、こちらからの流れ込みはほとんどないからである。
【００１６】
このような隣接する燃料集合体から流れ込んでくる熱中性子の影響を、ウラン燃料よりもプルトニウム燃料の方がより大きく受ける。これはプルトニウムの方がウランよりも熱中性子吸収断面積が多いため、プルトニウム燃料の方が熱中性子が少ないからである。一例として、燃料集合体平均核***性物質濃度が図９（ａ）のウラン燃料と等しいプルトニウム燃料では、炉心内で低濃縮度燃料集合体に隣接する側の最外周燃料棒の出力は図９（ｂ）よりもさらに０．０５程度増加する。
【００１７】
本発明は上記の事情に鑑みなされたもので、原子炉の炉心に装荷された状態で燃料集合体内の燃料棒出力ピーキングを低くして十分な熱的余裕を有する燃料集合体を装荷することによって、取出燃焼度を増大させて燃料経済性を大幅に向上させた原子炉の炉心を提供することを目的とする。
【００１８】
【課題を解決するための手段】
上記目的を達成するために、請求項１に対応する原子炉の炉心は、コントロールセルに隣接する位置および炉心最外周位置および炉心最外周から２層目位置のいずれをも除く位置に装荷された燃料集合体平均核***性物質濃度が最も高い燃料集合体の少なくとも一部に、複数の燃料棒を格子状に束ねて構成され横断面が正方形状をなす燃料集合体であって、前記燃料集合体は燃料集合体が四方で等間隔に配置される原子炉の炉心に使用され、前記燃料集合体の上下端を除く少なくとも一部の軸方向部位において、前記燃料棒に含有される核***性物質濃度または可燃性毒物含有量の少なくとも一方の横断面内分布が、前記燃料集合体横断面内の二本の対角線のうち制御棒を通らない対角線に関して非対称であることを特徴とする非対称の燃料集合体を装荷し、コントロールセルに隣接する位置および炉心最外周位置および炉心最外周から２層目位置のいずれをも除く位置に装荷された燃料集合体平均核***性物質濃度が最も高い前記燃料集合体の全てが、その横断面内の高々１つの面で燃料集合体平均核***性物質濃度が最も低い燃料集合体と隣接することを特徴とする。
【００１９】
この構成により、炉心内の燃料集合体出力が増大しやすい位置に装荷された燃料集合体平均核***性物質濃度が最も高い燃料集合体において、隣接する燃料集合体から流れ込んでくる熱中性子の影響により燃料棒出力が過大になるのを低減することができる。
【００２１】
さらには、隣接する燃料集合体から流れ込んでくる熱中性子の影響を最も受けやすい燃料集合体平均核***性物質濃度が最も高い燃料集合体において、熱中性子量が最も多い燃料集合体平均核***性物質濃度が最も低い燃料集合体と隣接する面が限定されるので、少ない種類の燃料集合体で炉心を構成することができ、燃料製造への影響が軽減される。
【００２２】
請求項２に対応する原子炉の炉心は、コントロールセルに隣接する位置および炉心最外周位置および炉心最外周から２層目位置のいずれをも除く位置に装荷された燃料集合体平均核***性物質濃度が最も高い燃料集合体の少なくとも一部に、複数の燃料棒を格子状に束ねて構成され横断面が正方形状をなす燃料集合体であって、前記燃料集合体は燃料集合体が四方で等間隔に配置される原子炉の炉心に使用され、前記燃料集合体の上下端を除く少なくとも一部の軸方向部位において、前記燃料棒に含有される核***性物質濃度または可燃性毒物含有量の少なくとも一方の横断面内分布が、前記燃料集合体横断面内の二本の対角線のうち制御棒を通らない対角線に関して非対称であることを特徴とする非対称の燃料集合体を装荷し、この非対称の燃料集合体は、燃料集合体平均核***性物質濃度がより低い燃料集合体に面する側の最外周燃料棒の平均核***性物質濃度が、燃料集合体平均核***性物質濃度がより高い燃料集合体に面する側の最外周燃料棒の平均核***性物質濃度よりも低くしたことを特徴とする。
【００２３】
この構成により、熱中性子量が最も多い燃料集合体平均核***性物質濃度が最も低い燃料集合体から流れ込んでくる熱中性子の影響により燃料棒出力が過大になるのを低減することができる。一方、熱中性子量が少ない燃料集合体平均核***性物質濃度が高い燃料集合体燃料から流入してくる熱中性子量は少ないので、これに面した最外周燃料棒の出力が過大になることはなく、これらの面の最外周燃料棒の核***性物質濃度を高くすることによって燃料集合体平均核***性物質濃度を過度に低下させずにすむ。
【００２４】
請求項３に対応する原子炉の炉心は、請求項２記載の非対称の燃料集合体において、燃料集合体平均核***性物質濃度がより低い燃料集合体に面する側の最外周から２層目の燃料棒の平均可燃性毒物含有量が、燃料集合体平均核***性物質濃度がより高い燃料集合体に面する側の最外周から２層目の燃料棒の平均可燃性毒物含有量よりも高いことを特徴とする。
【００２５】
可燃性毒物入り燃料棒は隣接する燃料棒の出力を抑制するので、この構成により、燃料集合体平均核***性物質濃度がより低い燃料集合体に面する側の最外周燃料棒において、出力が過大になるのを抑止することができる。この場合、各燃料棒の濃縮度は変更しなくてもよく、その場合には複数種類の燃料集合体の製造が極めて容易になる。一方、燃料集合体平均核***性物質濃度がより低い燃料集合体に面する側の最外周燃料棒の核***性物質濃度を高くすることができ、その場合には燃料集合体平均核***性物質濃度を高めることができる。
【００２６】
【発明の実施の形態】
（第１の実施の形態）
本発明の第１の実施の形態に係る原子炉の炉心の１／４断面を図１に示す。図中、従来の技術と同一部分には同一符号を付し説明は省略する。図１に示す原子炉の炉心には、燃料集合体平均濃縮度が３．７％の高濃縮度燃料集合体６４８体と燃料集合体平均濃縮度が１．６％の低濃縮度燃料集合体２２４体とが等間隔で装荷されており、初装荷燃料の平均濃縮度は３．２％である。これらの平均濃縮度および各燃料集合体の濃縮度、ガドリニアの軸方向分布（以下Ｇｄ分布という）は図４ないし図６に示す従来の技術と同じである。
【００２７】
図１において、高濃縮度燃料集合体はＡないしＤまたは空白のマスで示す５種類があり、各々の燃料集合体平均濃縮度は等しい。空白のマスで示された高濃縮度燃料集合体は図９（ａ）で示したものと同一であるが、高濃縮度燃料集合体ＡないしＤは上下端を除く軸方向中央部での濃縮度およびＧｄ分布に各々特徴がある。
【００２８】
これらの燃料集合体の下部断面内の濃縮度およびＧｄ分布を図２に示し、説明する。図中、燃料棒内に付された番号は燃料棒の種類を示し、１から７で示されたものは夫々７種類の濃縮度であるウラン燃料棒であり、Ｇで示されたものはガドリニウム入り燃料棒（以下Ｇｄ棒という）である。なお、濃縮度は数字が小さいほど高くなっている。
【００２９】
高濃縮度燃料集合体Ａ１４、Ｂ１９は、図２（ａ）に示すように、図９（ａ）に示す燃料集合体と比べて、低濃縮度燃料集合体と隣接する側の最外周燃料棒の濃縮度を低く（平均３．２％）、残り３面の最外周燃料棒の濃縮度を高くしており（平均３．６％）、相対値で１０％以上の差がついている。
【００３０】
また、低濃縮度燃料集合体と隣接する側の最外周燃料棒ではコーナーに近い燃料棒よりも遠い燃料棒において濃縮度をより低く、一方残り３面の最外周燃料棒ではコーナーに近い燃料棒よりも遠い燃料棒において濃縮度をより高くしている。これは、図９（ｂ）に示す燃料棒出力分布にみられるように、コーナーに近い燃料棒よりも面の中央の燃料棒で変化が大きいからである。その結果、燃料集合体横断面における濃縮度およびＧｄ分布が、対角線Ｉに関して非対称な分布となっている。
【００３１】
図２（ｂ）には高濃縮度燃料集合体Ｃ２０および高濃縮度燃料集合体Ｄ２１が示されている。これら図２（ａ）、（ｂ）は対角線Ｉに関して互いに鏡面対称の関係にあり、２つの対角線Ｉ，ＩＩの交点について回転対称でもある。本実施の形態では、対角線Ｉに関して同じ側にある二つの面のいずれが低濃縮度燃料集合体と隣接してもよいように構成されており、１つの燃料集合体が、第１ないし第３の実施の形態における２つの燃料集合体を兼ねている。すなわち、低濃縮度燃料集合体と隣接する側の２つの面では最外周燃料棒の濃縮度を低するとともに最外周から２層目のＧｄ棒を多くしている。
【００３２】
本実施の形態によれば、燃料集合体の種類が少なくてすむため燃料製造への影響が軽減される。しかも、これら高濃縮度燃料集合体が２面で低濃縮度燃料集合体と隣接する場合にも有効である。例えば図１における位置２２に図２（ｂ）に示す高濃縮度燃料集合体Ｂ２０を装荷すれば、隣接するコントロールセル２３に制御棒が挿入されない場合であっても、出力ピーキングが過大になるのを抑止することができる。
【００３３】
また、本実施の形態は対角線Ｉに関して互いに鏡面対称な関係にある２種類の高濃縮度燃料集合体を使用しているが、本実施の形態の濃縮度およびＧｄ分布を横断面内で９０°回転して得られる２種類の高濃縮度燃料集合体を使用してもよい。いずれを選ぶかは、炉心内での低濃縮度燃料集合体と高濃縮度燃料集合体との配置関係による。あるいは両者を併せて４種類の高濃縮度燃料集合体を使用してもよい。
【００３４】
図１において、高濃縮度燃料集合体ＡないしＤは、太線１８で区切られた炉心最外周と炉心最外周から２層目とを除いた炉心内部領域内でコントロールセル５に隣接しない位置であって、しかも低濃縮度燃料集合体に隣接する位置に装荷されている。高濃縮度燃料集合体ＡないしＤが装荷されているこれらの位置は、炉心内において出力が高く、しかも隣接する低濃縮度燃料集合体からの熱中性子の流入が大きい位置である。
【００３５】
これらの位置において、高濃縮度燃料集合体ＡないしＤは低濃縮度燃料集合体が隣接する方向によって使い分けられている。この位置には高濃縮度燃料集合体Ａが装荷されており、図９（ｂ）に示した従来の出力分布と比べると、出力分布が平坦化されピーキングを約４％低減できることがわかる。
【００３６】
また、図１に示す原子炉の炉心では、Ｌを丸で囲って示した（以下（Ｌ）という）３６体の低濃縮度燃料集合体の装荷位置が、図４に示す従来の炉心と異なっている。すなわち（Ｌ）で示す低濃縮度燃料集合体は互いに桂馬跳びの位置またはこれより遠くに装荷され、高濃縮度燃料集合体は高々１体の低濃縮度燃料集合体と隣接するようにしている。
【００３７】
この構成により、本実施の形態の４種類の高濃縮度燃料集合体ＡないしＤは、２つの面両方の最外周燃料棒の出力を抑制することができる。すなわち、上述したように、炉心内において出力が高くしかも隣接する低濃縮度燃料集合体からの熱中性子の流入を受けやすい高濃縮度燃料集合体は、斜線１８よりも内部の領域でコントロールセル５に隣接せずしかも低濃縮度燃料集合体に隣接する位置に装荷されている燃料集合体である。
このような位置にある高濃縮度燃料集合体が、その横断面内で２つの面が低濃縮度燃料集合体に隣接すると、本実施の形態の高濃縮度燃料集合体ＡないしＤでは、２つの面両方の最外周燃料棒の出力を抑制することができなくなるため、本実施の形態では高濃縮度燃料集合体は高々１体の低濃縮度燃料集合体と隣接するようにしているものである。
【００３８】
また、本実施の形態における各燃料棒の濃縮度は、上下端を除いて軸方向に一様であるが、低濃縮度燃料集合体と隣接する側の最外周燃料棒を、上下端を除く中央部領域をさらに２領域に分けて上下で濃縮度を異ならせてもよい。
すなわち、下部断面は図２（ａ），（ｂ）と同様とし、上部断面では低濃縮度燃料集合体と隣接する側の最外周燃料棒の濃縮度を他の３面の最外周燃料棒と同一に高める。
【００３９】
ＢＷＲの軸方向出力分布は下方に歪むので、この構成により、少なくとも下部断面における横断面内の燃料棒出力分布を平坦にしておくことができる。
さらに、下部の平均濃縮度が上部の平均濃縮度よりも低くなるので、軸方向出力分布が平坦になる。なお上下の境界位置は、図６における（ｂ）断面と（ｃ）断面との境界に一致させる必要はなく、下端からその全長の１／３ないし２／３の範囲にあればよい。
【００４０】
（第２の実施の形態）
上述した第１の実施の形態では、図１に示された原子炉の炉心内において全ての燃料集合体が等間隔で配置される例を示している。このような炉心は、一般にＮ，Ｄ，Ｃ格子と呼ばれており、この他に燃料集合体同士が異なる間隔で配置されるＤ格子と呼ばれる炉心がある。このようなＤ格子炉心は具体的には、図４に示すセルにおいて制御棒４側の燃料集合体間隙は広く、その反対側では燃料集合体間隙は狭い。例えば特開昭６１−２４０１９３号公報の第６図および第７図には、Ｄ格子炉心に使用される従来の燃料集合体の濃縮度およびＧｄ分布が開示されており、燃料集合体間隙が広い側の燃料棒において、チャンネルボックス外の非沸騰水領域が大きいため出力が増加しやすいので濃縮度を低くしたものが開示されている。その結果、制御棒を通らない対角線ＩＩに関して非対称な分布となっている。
【００４１】
このようなＤ格子炉心に使用される本発明の第２の実施の形態に係る高濃縮度燃料集合体の下部断面の濃縮度およびＧｄ分布を図３に示す。本実施の形態の高濃縮度燃料集合体では、隣り合った２面のいずれが低濃縮度燃料集合体と隣接してもよく、図３（ａ）に示す高濃縮度燃料集合体と（ｂ）に示す高濃縮度燃料集合体とは対角線Ｉに関して互いに鏡面対称の関係にある。
このように本実施の形態の燃料集合体では、従来例が対角線ＩＩのみに関して非対称であったのに対して、対角線Ｉに関しても非対称である。
【００４２】
なお、従来の燃料集合体の濃縮度分布は、ある燃料集合体が四方でその燃料集合体と同じ種類の燃料集合体と隣接する場合の燃料棒出力分布を平坦にするためのものである。これに対して本実施の形態では、濃縮度またはＧｄ分布を適宜設定した上で複数種類の燃料集合体を使用することによって、炉心に装荷された状態での燃料棒出力分布を平坦にするものであり、四方で同じ種類の燃料集合体と隣接する場合の燃料棒出力分布は平坦ではなくなる。
【００４３】
（第３の実施の形態）
次に本発明の第３の実施の形態を説明する。第３の実施の形態は、プルトニウム燃料とウラン燃料とを同時に炉心に装荷する場合に、少なくともプルトニウム燃料として、第１または第２の実施の形態で示した特徴を有する高濃縮度燃料集合体を使用するものである。さらに、いずれの燃料集合体においても核***性物質濃度や可燃性毒物含有量が第１または第２の実施の形態の燃料集合体のように非対称性を有するようにし、プルトニウム燃料をウラン燃料よりもより一層非対称にしてもよい。
【００４４】
従来の技術で説明したように、プルトニウム燃料は、ウラン燃料に比べて、隣接する核***性物質濃度が低い燃料からの熱中性子の流れ込みの影響を受けやすいため、このような構成とすることにより、その影響を低減することができる。
【００４５】
（その他の実施の形態）
上記した第１ないし第３の実施の形態では、平均濃縮度が異なる２種類の燃料集合体が装荷された初装荷炉心について説明したが、これらの中間濃縮度の燃料集合体を加えた３種類あるいはそれ以上の種類の燃料集合体を使用してもよい。
このような場合、熱中性子量が最も多いのは最低濃縮度燃料集合体であり、隣接する燃料集合体からの熱中性子の流入の影響を最も受けやすい燃料集合体は最高濃縮度燃料集合体である。従って、本発明をこれら最高濃縮度燃料集合体と最低濃縮度燃料集合体に適用すれば十分な効果が得られる。
【００４６】
また第１図に示した初装荷炉心では最外周に高濃縮度燃料集合体を装荷したが、低濃縮度燃料集合体あるいは中間濃縮度の燃料集合体を装荷してもよい。
上記実施の形態でも述べたように、最外周から２層目に装荷された高濃縮度燃料集合体は過大な出力を出すことはないので、最外周に装荷された燃料集合体は本発明の適用性に影響しない。さらに以上の実施の形態ではＢＷＲについて説明してきたが、本発明が加圧水型原子炉（ＰＷＲ）にも適用できることは明白である。
【００４７】
【発明の効果】
本発明によれば、炉心に装荷された状態で燃料棒出力ピーキングを十分に低減することができる。従って、熱的余裕を損なうことなく、初装荷燃料の平均濃縮度を高めて取出燃焼度を増大し燃料経済性を大幅に向上することができる。また取替炉心においても、十分な熱的余裕を確保することができる。さらにまた燃料棒の種類を過度に増加させることがないので、製造上の影響も小さい。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第１の実施の形態である沸騰水型原子炉の初装荷炉心の燃料配置を示す１／４平面図。
【図２】本発明の第１の実施の形態で使用される高濃縮度燃料集合体の下部断面の濃縮度およびＧｄ分布を示す断面図であり、（ａ）は高濃縮度燃料集合体ＡおよびＢ、（ｂ）は高濃縮度燃料集合体ＣおよびＤを示す断面図。
【図３】本発明の第２の実施の形態で使用される高濃縮度燃料集合体の下部断面の濃縮度およびＧｄ分布を示す断面図。
【図４】従来の沸騰水型原子炉の初装荷炉心の燃料配置を示す１／４平面図。
【図５】制御棒と４体の燃料集合体とで構成されるセルの断面図。
【図６】部分長燃料棒を有する高燃焼度用燃料集合体の一例の断面図。
【図７】従来および本発明の第１および第２の実施の形態で使用される燃料集合体の軸方向濃縮度およびＧｄ分布を示す図。（ａ）は高濃縮度燃料、（ｂ）は低濃縮度燃料。
【図８】従来の炉心の一部分における燃料集合体出力分布を示す図。
【図９】（ａ）は従来の高濃縮度燃料集合体の下部断面の濃縮度およびＧｄ分布を示す断面図、（ｂ）は高濃縮度燃料集合体の炉心内での燃料棒出力分布を示す図。
【符号の説明】
１…原子炉の炉心、２，３，１４，１９，２０，２１…燃料集合体、４…制御棒、５…コントロールセル、６…長尺燃料棒、７…短尺燃料棒、８…ウォータロッド、９…スペーサ、１０…上部タイプレート、１１…下部タイプレート、１２…チャンネルボックス[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to a nuclear reactor core used in a nuclear reactor , and more particularly, to a nuclear reactor core that can improve fuel economy by increasing a take-off burnup while securing a sufficient thermal margin.
[0002]
[Prior art]
In order to improve the removal burnup in recent years, several types of fuel assemblies with different fissile material concentrations have been used for the initial loading fuel that is loaded into the core for the first time after the reactor is constructed. Designed to increase fissile material concentration. Such a core is called a high burnup initial loading core. In the following, the fissile material concentration, that is, the concentration of uranium 235, which is a fissile material, with respect to concentrated uranium generally used as a nuclear fuel material will be simply referred to as enrichment. However, a mixture of plutonium and uranium may be used as a nuclear fuel material instead of enriched uranium. In this case, the total concentration of plutonium 239 and 241 and uranium 235 is the fissionable material concentration. The former is abbreviated as uranium fuel and the latter as plutonium fuel.
[0003]
As an example of such a high burnup initial loading core, Japanese Patent Application Laid-Open No. 4-22894 discloses an example in which a core is constituted by two types of a low enrichment fuel assembly and a high enrichment fuel assembly. The publication states that the higher the standard deviation of the enrichment of the initial loaded fuel, the greater the removal burnup, so the enrichment of the high enrichment fuel assembly is as high as possible, while the low enrichment fuel assembly is It is disclosed that it is better to reduce the number of loaded bodies as low as possible.
[0004]
The reactor core of the example of applying the invention is shown illustrating in FIG. FIG. 4 is a diagram showing a ¼ cross section corresponding to the fourth quadrant of the core of a boiling water reactor (hereinafter referred to as BWR) having an electric output of 1.35 million kW. In the figure, one mass represents one fuel assembly, and the core 1 is composed of 872 fuel assemblies. The fuel assemblies are arranged at equal intervals in all directions. The blanks inside are high enrichment fuel assemblies 2 with an average fuel assembly enrichment of 3.7%, and the masses with L inside are low enrichment fuel assemblies with an average enrichment of 1.6% fuel assemblies. Body 3 is shown. The core is loaded with 648 high enriched fuel assemblies and 224 low enriched fuel assemblies, and the average enrichment of the initial loaded fuel is 3.2%.
[0005]
The enrichment of the highly enriched fuel assembly can be increased by increasing the enrichment burn-up, but here it is set to the same enrichment as the replacement fuel loaded at the end of the cycle. On the other hand, the enrichment of the low enrichment fuel assembly is set as low as possible in order to increase the take-off combustion degree within the range in which the average enrichment of the initially loaded fuel can be maintained.
[0006]
A control rod 4 having a cross-shaped cross section is inserted between the fuel assembly and the fuel assembly, and the reactor core 1 is provided with 205 control rods in total. One control rod and four fuel assemblies surrounding the control rod are collectively referred to as a cell, and FIG. 5 shows details of a cross-sectional view of the cell. The control rod 4 is configured by arranging rods 40 filled with B4C, which is a neutron absorber, so that the cross-section is a cross. Fuel assemblies 2 and 3 are arranged around the control rod 4.
[0007]
These fuel assemblies 2, 3 is an example of a high burnup fuel assembly, showing the detailed structure in FIG. The fuel assemblies 2 and 3 are fixed to the upper tie plate 10 and the lower tie plate 11 by bundling long fuel rods 6, short fuel rods 7, and large diameter water rods 8 in a 9 × 9 square lattice with spacers 9. Thus, a fuel rod bundle is formed, and the fuel rod bundle is surrounded by a channel box 12. The short fuel rod expands the coolant flow path above the fuel to reduce pressure loss and improve the furnace shutdown margin.
[0008]
FIG. 7 shows the enrichment of the fuel assembly loaded in the core of FIG. 4 and the axial distribution of the flammable poison, where (a) is the high enrichment fuel assembly 2 and (b) is the low enrichment fuel. This is for the assembly 3. Each fuel assembly is provided with a blanket region having a low enrichment and containing no flammable poisons in the region indicated by the hatched lines at the upper and lower ends, thereby reducing neutron leakage. The high enrichment fuel assembly 2 has an enrichment of 4.1% excluding the upper and lower end regions, 10 fuel rods containing gadolinia that are flammable poisons, an average enrichment of 3.7%, and a low enrichment fuel. The assembly 3 has an enrichment of 1.7% excluding the upper and lower end regions, two fuel rods with gadolinia, and an average enrichment of 1.6%.
[0009]
In addition, in this core, a control in which four fuel assemblies with low enrichment or low reactivity with advanced combustion are arranged so that the output distribution distortion of the fuel assemblies adjacent to the control rods due to the movement of the control rods is alleviated. By arranging the cells discretely in the reactor, the excess reactivity of the core is controlled by control rods during the operation of the reactor. In the core, there are 37 control cells 5 whose center is indicated by a circle, and four low enrichment fuel assemblies 3 are loaded. In the core of FIG. 4 , the low enrichment fuel is placed only in the control cell and the minimum position necessary to satisfy the thermal margin and the reactor shutdown margin, and the number of loaded low enrichment fuel assemblies can be as much as possible. Less.
[0010]
[Problems to be solved by the invention]
When the fuel assembly producing the maximum output in the core faces the low enrichment fuel assembly and the high enrichment fuel assembly, the output of each fuel rod constituting the maximum output fuel assembly is generally low enrichment. It is larger on the side facing the fuel assembly than on the side facing the highly enriched fuel assembly. This is because the output of each fuel rod largely depends on the amount of thermal neutrons flowing from the adjacent fuel assemblies, and the amount of thermal neutrons in the low enrichment fuel assembly is higher than that in the high enrichment fuel assembly. Because there are many.
[0011]
Therefore, when the enrichment of the high enrichment fuel assembly is increased and the enrichment of the low enrichment fuel assembly is decreased based on the invention disclosed in Japanese Patent Application Laid-Open No. Hei 4-22894, the above-mentioned in the fuel assembly is described. The output difference between the fuel rods will increase. Usually, the maximum output is generated in the highly enriched fuel assembly. Among the fuel rods constituting the highly enriched fuel assembly, the output of the fuel rod facing the low enriched fuel assembly is particularly increased. To do. Here, an example of the influence of adjacent fuel assemblies on the fuel rod output in the fuel assemblies will be described below.
[0012]
Most of the core shown in FIG. 4 is constituted by repeating a region 15 constituted by 16 fuel assemblies. That is, there are two control cells 5 consisting of four low enrichment fuel assemblies 2 and two cells consisting of four high enrichment fuel assemblies 3, one low enrichment fuel assembly 2 and three high enrichment. The fuel cell is composed of four cells of a fuel assembly.
[0013]
8, in a state where only the control rod 4 controls the cell 5 is inserted, a power distribution in the lower cross-section of the fuel assembly in the region 15 (cross section in Figure 6 (c)). According to FIG. 8 , it can be seen that the outputs of the high enrichment fuel assemblies 14a and 14b adjacent to only the low enrichment fuel assemblies disposed other than the control cell 5 are 1.20, which is the highest.
[0014]
Next, FIG. 9 shows an example of the fuel rod output distribution of the high enrichment fuel assembly 14a that faces the low enrichment fuel assembly on the upper side of the high enrichment fuel assembly with high output. FIG. 9 (a) shows the enrichment and Gd distribution in the lower cross section. The enrichment is highest for the number 1 fuel rod and lowest for the number 7 fuel rod. The fuel rod with the symbol G contains Gd. 9 (b) is the relative output of the most susceptible outermost fuel rods the effect of adjacent fuel assemblies.
[0015]
As shown in FIG. 9 , it can be seen that the output distribution is greatly deviated from the symmetry although the enrichment degree and the Gd distribution are symmetric. In particular, the output of the outermost fuel rod facing the low enrichment fuel assembly at the top in the figure is large, and the fuel rod at the center of the surface is 10% or more larger than the fuel rod at the symmetrical position on the other surface. This is because a large amount of thermal neutrons flow from the adjacent low-concentration fuel assembly, whereas the adjacent high-concentration fuel assembly has almost the same amount of thermal neutrons, so there is almost no flow from here.
[0016]
Plutonium fuel is more greatly affected by thermal neutrons flowing from such adjacent fuel assemblies than uranium fuel. This is because plutonium has a larger thermal neutron absorption cross section than uranium, so plutonium fuel has fewer thermal neutrons. As an example, the uranium fuel equal plutonium fuel in the fuel assemblies average fissile material concentration FIG. 9 (a), the output of the outermost fuel rods on the side adjacent to the low-enrichment fuel in the reactor core 9 ( It increases by about 0.05 further than b).
[0017]
The present invention has been made in view of the above circumstances, and by loading a fuel assembly having a sufficient thermal margin by lowering the fuel rod output peaking in the fuel assembly while being loaded in the reactor core . , An object of the present invention is to provide a nuclear reactor core in which the degree of burnup is increased and the fuel economy is greatly improved.
[0018]
[Means for Solving the Problems]
In order to achieve the above object, the reactor core corresponding to claim 1 was loaded at a position adjacent to the control cell, at the outermost peripheral position of the core, and at a position excluding any of the second layer position from the outermost core periphery. A fuel assembly having a square cross section formed by bundling a plurality of fuel rods in at least a part of a fuel assembly having the highest fuel assembly average fissile material concentration, and having a square cross section. Is used in the core of a nuclear reactor in which fuel assemblies are arranged at equal intervals in all directions, and the concentration of fissile material contained in the fuel rods in at least a part of the axial direction except for the upper and lower ends of the fuel assemblies. Alternatively, the asymmetric fuel is characterized in that the distribution in the cross section of at least one of the combustible poison content is asymmetric with respect to a diagonal line that does not pass through the control rod among the two diagonal lines in the fuel assembly cross section. Loaded coalescence, adjacent to the control cell locations and core outermost peripheral position and the core fuel assemblies average fissile material concentration which is loaded at a position other than any of the second layer position from the outermost periphery is highest the fuel assembly Are characterized by being adjacent to the fuel assembly having the lowest fuel assembly average fissile material concentration on at most one side in its cross section .
[0019]
With this configuration, in the fuel assembly having the highest fuel assembly average fissile material concentration loaded at a position where the fuel assembly output in the core is likely to increase, the influence of thermal neutrons flowing from the adjacent fuel assembly An excessive fuel rod output can be reduced.
[0021]
Furthermore , the fuel assembly average fissile material concentration with the highest thermal neutron content in the fuel assembly with the highest fuel assembly average fissile material concentration that is most susceptible to the influence of thermal neutrons flowing from the adjacent fuel assemblies Since the surface adjacent to the lowest fuel assembly is limited, the core can be constituted by a small number of types of fuel assemblies, and the influence on fuel production is reduced.
[0022]
The core of the nuclear reactor corresponding to claim 2 has a fuel assembly average fissile material concentration loaded at a position adjacent to the control cell, the outermost peripheral position of the core, and a position excluding any of the second layer position from the outermost peripheral position of the core. A fuel assembly having a square cross section formed by bundling a plurality of fuel rods in at least a part of the highest fuel assembly, and the fuel assembly has a four-way fuel assembly, etc. At least part of the axial region excluding the upper and lower ends of the fuel assembly, which is used in the cores of the nuclear reactors arranged at intervals, at least the fissile material concentration or the combustible poison content contained in the fuel rod. The distribution in one cross section is asymmetric with respect to the diagonal line that does not pass through the control rods of the two diagonal lines in the cross section of the fuel assembly. The fuel assemblies, the average fissile material concentration of the outermost periphery fuel rods on the side of the fuel assembly average fissile material concentration facing lower fuel assemblies, the fuel assembly average fissile material concentration higher fuel assembly It is characterized by being lower than the average fissile material concentration of the outermost fuel rod on the side facing the surface.
[0023]
With this configuration, it is possible to reduce the fuel rod output from becoming excessive due to the influence of thermal neutrons flowing from the fuel assembly having the lowest fuel assembly average fissile material concentration having the highest thermal neutron content. On the other hand, the amount of thermal neutrons flowing from the fuel assembly fuel with a high concentration of fuel assemblies with a low concentration of thermal neutrons is small, so the output of the outermost fuel rod facing this does not become excessive By increasing the fissile material concentration of the outermost fuel rods on these surfaces, it is possible to avoid excessively reducing the fuel assembly average fissile material concentration.
[0024]
A reactor core corresponding to claim 3 is the asymmetric fuel assembly according to claim 2 , wherein the second layer from the outermost periphery on the side facing the fuel assembly having a lower fuel assembly average fissile material concentration. The average flammable poison content of the fuel rod is higher than the average flammable poison content of the fuel rod in the second layer from the outermost side facing the fuel assembly with the higher fuel assembly average fissile material concentration. It is characterized by.
[0025]
Since the fuel rods containing flammable poisons suppress the output of adjacent fuel rods, this configuration results in excessive output at the outermost fuel rod on the side facing the fuel assembly having a lower fuel assembly average fissile material concentration. Can be prevented. In this case, the enrichment of each fuel rod does not need to be changed, and in that case, the production of a plurality of types of fuel assemblies becomes extremely easy. On the other hand, the fissile material concentration of the outermost fuel rod on the side facing the fuel assembly having a lower fuel assembly average fissile material concentration can be increased. Can be increased.
[0026]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
(First embodiment)
FIG. 1 shows a quarter cross section of the core of the nuclear reactor according to the first embodiment of the present invention. In the figure, the same parts as those in the prior art are denoted by the same reference numerals and the description thereof is omitted. The core of the nuclear reactor shown in FIG. 1 includes 648 high-concentration fuel assemblies with an average fuel assembly enrichment of 3.7% and low-enrichment fuel assemblies with an average enrichment of 1.6% fuel assembly. 224 bodies are loaded at equal intervals, and the average enrichment of the initially loaded fuel is 3.2%. Enrichment of these average enrichment and the fuel assembly, the axial directional distribution (hereinafter referred to as Gd distribution) of gadolinia is the same as the conventional art shown in FIGS. 4 to 6.
[0027]
In FIG. 1, there are five types of high enrichment fuel assemblies indicated by A to D or blank cells, and each fuel assembly average enrichment is equal. The high enrichment fuel assemblies indicated by blank cells are the same as those shown in FIG. 9 (a), but the highly enriched fuel assemblies A to D are enriched in the axially central portion excluding the upper and lower ends. Each has a characteristic in the degree and Gd distribution.
[0028]
The enrichment and Gd distribution in the lower cross section of these fuel assemblies are shown in FIG. 2 and described. In the figure, the numbers given in the fuel rods indicate the types of fuel rods, the ones indicated by 1 to 7 are uranium fuel rods each having seven enrichments, and the one indicated by G is gadolinium. It is an incoming fuel rod (hereinafter referred to as Gd rod). Note that the degree of enrichment increases as the number decreases.
[0029]
As shown in FIG. 2 (a), the high enrichment fuel assemblies A14 and B19 are the outermost peripheral fuel rods on the side adjacent to the low enrichment fuel assembly as compared to the fuel assembly shown in FIG. 9 (a). The enrichment of the outermost peripheral fuel rods on the remaining three surfaces is high (average 3.6%), with a relative value difference of 10% or more.
[0030]
Further, the outermost peripheral fuel rod on the side adjacent to the low enrichment fuel assembly has a lower enrichment in the fuel rod farther than the fuel rod near the corner, while the remaining three outermost fuel rods are closer to the corner. The enrichment is higher in the fuel rod farther away. This is because, as seen in the fuel rod output distribution shown in FIG. 9 (b), the change is greater in the center fuel rod than in the fuel rod near the corner. As a result, the enrichment and Gd distribution in the cross section of the fuel assembly are asymmetric with respect to the diagonal line I.
[0031]
FIG. 2B shows a highly enriched fuel assembly C20 and a highly enriched fuel assembly D21. 2A and 2B are mirror-symmetric with respect to the diagonal I, and are rotationally symmetric with respect to the intersection of the two diagonals I and II. In the present embodiment, it is configured such that any of the two surfaces on the same side with respect to the diagonal line I may be adjacent to the low enrichment fuel assembly, and one fuel assembly includes the first to third fuel assemblies. It also serves as two fuel assemblies in the embodiment. That is, on the two surfaces adjacent to the low enrichment fuel assembly, the enrichment of the outermost peripheral fuel rod is lowered and the second layer of Gd rods from the outermost periphery is increased.
[0032]
According to the present embodiment, since the number of types of fuel assemblies is reduced, the influence on fuel production is reduced. Moreover, it is also effective when these high enrichment fuel assemblies are adjacent to the low enrichment fuel assembly on two sides. For example, if the highly enriched fuel assembly B20 shown in FIG. 2B is loaded at the position 22 in FIG. 1, the output peaking becomes excessive even when the control rod is not inserted into the adjacent control cell 23. Can be suppressed.
[0033]
Further, although the present embodiment uses two types of highly enriched fuel assemblies that are mirror-symmetric with respect to the diagonal line I, the enrichment and Gd distribution of the present embodiment are 90 ° in the cross section. Two types of highly enriched fuel assemblies obtained by rotation may be used. Which one is selected depends on the arrangement relationship between the low enrichment fuel assembly and the high enrichment fuel assembly in the core. Alternatively, four types of highly enriched fuel assemblies may be used in combination.
[0034]
In FIG. 1, the highly enriched fuel assemblies A to D are positions that are not adjacent to the control cell 5 in the core inner region excluding the outermost core and the second layer from the outermost core separated by a thick line 18. Moreover, it is loaded at a position adjacent to the low enrichment fuel assembly. These positions where the high enrichment fuel assemblies A to D are loaded are positions where the power is high in the core and the inflow of thermal neutrons from the adjacent low enrichment fuel assemblies is large.
[0035]
At these positions, the high enrichment fuel assemblies A to D are selectively used depending on the direction in which the low enrichment fuel assemblies are adjacent. This is the position which the high enrichment fuel assemblies A is loaded, as compared with the conventional output distribution shown in FIG. 9 (b), the output distribution is seen can be reduced to about 4% peaking is flattened.
[0036]
Further, in the reactor core shown in FIG. 1, indicated by circled the L (hereinafter referred to as (L)) loading position of the low enrichment fuel 36 bodies is different from the conventional core shown in FIG. 4 ing. In other words, the low enrichment fuel assemblies indicated by (L) are loaded at a distance from or farther than the Keima Jump, and the high enrichment fuel assemblies are adjacent to at least one low enrichment fuel assembly. .
[0037]
With this configuration, the four types of highly enriched fuel assemblies A to D of the present embodiment can suppress the output of the outermost peripheral fuel rods on both of the two surfaces. That is, as described above, the high-concentration fuel assembly that has a high output in the core and is susceptible to the inflow of thermal neutrons from the adjacent low-concentration fuel assembly has the control cell 5 in the region inside the oblique line 18. Is a fuel assembly loaded at a position adjacent to the low enrichment fuel assembly.
When the two surfaces of the high enrichment fuel assembly at such a position are adjacent to the low enrichment fuel assembly in the cross section, the high enrichment fuel assemblies A to D of the present embodiment have 2 In this embodiment, the high enrichment fuel assembly is adjacent to at least one low enrichment fuel assembly because the output of the outermost fuel rods on both sides cannot be suppressed. is there.
[0038]
Further, the enrichment of each fuel rod in the present embodiment is uniform in the axial direction except for the upper and lower ends, but the outermost peripheral fuel rod on the side adjacent to the low enrichment fuel assembly is excluded from the upper and lower ends. The central region may be further divided into two regions, and the degree of enrichment may be varied up and down.
That is, the lower cross section is the same as in FIGS. 2A and 2B , and the upper cross section shows the enrichment of the outermost peripheral fuel rod on the side adjacent to the low enrichment fuel assembly with the other three outermost fuel rods. Increase the same.
[0039]
Since the axial power distribution of the BWR is distorted downward, this configuration makes it possible to flatten the fuel rod power distribution in the transverse section at least in the lower section.
Furthermore, since the lower average concentration is lower than the upper average concentration, the axial output distribution becomes flat. Note that the upper and lower boundary positions do not need to coincide with the boundary between the (b) and (c) sections in FIG. 6 and may be within a range of 1/3 to 2/3 of the entire length from the lower end.
[0040]
(Second Embodiment)
In the first embodiment described above, an example is shown in which all fuel assemblies are arranged at equal intervals in the core of the nuclear reactor shown in FIG. Such a core is generally called an N, D, C lattice, and there is a core called a D lattice in which fuel assemblies are arranged at different intervals. Specifically, such a D-grid core has a wide fuel assembly gap on the control rod 4 side in the cell shown in FIG. 4, and a narrow fuel assembly gap on the opposite side. For example, FIGS. 6 and 7 of Japanese Patent Laid-Open No. 61-240193 disclose the enrichment and Gd distribution of a conventional fuel assembly used in a D lattice core, and the fuel assembly gap is wide. In the fuel rod on the side, the non-boiling water area outside the channel box is large, and the output tends to increase, so that the enrichment is lowered. As a result, the distribution is asymmetric with respect to the diagonal line II that does not pass through the control rod.
[0041]
FIG. 3 shows the enrichment and Gd distribution in the lower cross section of the highly enriched fuel assembly according to the second embodiment of the present invention used in such a D lattice core. In the high enrichment fuel assembly of the present embodiment, any of the two adjacent surfaces may be adjacent to the low enrichment fuel assembly, and the highly enriched fuel assembly shown in FIG. The highly enriched fuel assemblies shown in FIG. 2 are mirror-symmetric with respect to the diagonal line I.
Thus, in the fuel assembly according to the present embodiment, the conventional example is asymmetric only with respect to the diagonal line II, whereas the diagonal line I is also asymmetric.
[0042]
The conventional enrichment distribution of the fuel assembly is for flattening the fuel rod output distribution when a certain fuel assembly is adjacent to the same kind of fuel assembly in four directions. On the other hand, in the present embodiment, the fuel rod output distribution in the state loaded in the core is flattened by using a plurality of types of fuel assemblies after appropriately setting the enrichment or Gd distribution. The fuel rod output distribution is not flat when adjacent to the same type of fuel assembly in all directions.
[0043]
(Third embodiment)
Next, a third embodiment of the present invention will be described. In the third embodiment, when plutonium fuel and uranium fuel are simultaneously loaded into the core, the high enrichment fuel assembly having the characteristics shown in the first or second embodiment is used as at least plutonium fuel. It is what you use. Further, in any fuel assembly, the fissile material concentration and the combustible poison content are made asymmetry as in the fuel assembly of the first or second embodiment, and the plutonium fuel is made more than the uranium fuel. You may make it asymmetric further.
[0044]
As explained in the prior art, plutonium fuel is more susceptible to thermal neutron flow from fuel with a low concentration of fissile material adjacent to uranium fuel. The influence can be reduced.
[0045]
(Other embodiments)
In the first to third embodiments described above, the initial loading core loaded with two types of fuel assemblies having different average enrichments has been described. However, three types including these intermediate enrichment fuel assemblies are added. Alternatively, more types of fuel assemblies may be used.
In such a case, the lowest enriched fuel assembly has the highest amount of thermal neutrons, and the fuel assembly most susceptible to the influx of thermal neutrons from adjacent fuel assemblies is the highest enriched fuel assembly. is there. Therefore, if the present invention is applied to these highest enriched fuel assembly and lowest enriched fuel assembly, a sufficient effect can be obtained.
[0046]
Further, in the initial loading core shown in FIG. 1, the high enrichment fuel assembly is loaded on the outermost periphery, but a low enrichment fuel assembly or an intermediate enrichment fuel assembly may be loaded.
As described in the above embodiment, the highly enriched fuel assembly loaded in the second layer from the outermost periphery does not give an excessive output, so the fuel assembly loaded in the outermost periphery Does not affect applicability. Furthermore, although BWR was demonstrated in the above embodiment, it is clear that this invention is applicable also to a pressurized water reactor (PWR).
[0047]
【The invention's effect】
According to the present invention, fuel rod output peaking can be sufficiently reduced while being loaded in the core. Therefore, without impairing the thermal margin, it is possible to increase the average enrichment of the initially loaded fuel and increase the take-off combustion degree, thereby greatly improving fuel economy. Also, a sufficient thermal margin can be ensured in the replacement core. Furthermore, since the number of types of fuel rods is not excessively increased, the production influence is small.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a ¼ plan view showing a fuel arrangement of an initially loaded core of a boiling water reactor according to a first embodiment of the present invention.
FIG. 2 is a cross-sectional view showing the enrichment and Gd distribution of the lower cross section of a highly enriched fuel assembly used in the first embodiment of the present invention , where (a) is a highly enriched fuel assembly A; And B and (b) are cross-sectional views showing highly enriched fuel assemblies C and D.
FIG. 3 is a cross-sectional view showing the enrichment and Gd distribution of the lower cross section of the highly enriched fuel assembly used in the second embodiment of the present invention .
FIG. 4 is a ¼ plan view showing the fuel arrangement in the initial loading core of a conventional boiling water reactor.
FIG. 5 is a cross-sectional view of a cell composed of a control rod and four fuel assemblies.
FIG. 6 is a cross-sectional view of an example of a high burnup fuel assembly having partial-length fuel rods.
FIG. 7 is a graph showing the axial enrichment and Gd distribution of a fuel assembly used in the conventional and first and second embodiments of the present invention. (A) is highly enriched fuel, (b) is low enriched fuel.
FIG. 8 is a view showing a fuel assembly power distribution in a part of a conventional core.
FIG. 9A is a cross-sectional view showing the enrichment and Gd distribution in the lower cross section of a conventional highly enriched fuel assembly, and FIG. 9B shows the fuel rod output distribution in the core of the highly enriched fuel assembly. FIG.
[Explanation of symbols]
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Reactor core, 2, 3, 14, 19, 20, 21 ... Fuel assembly, 4 ... Control rod, 5 ... Control cell, 6 ... Long fuel rod, 7 ... Short fuel rod, 8 ... Water rod , 9 ... Spacer, 10 ... Upper tie plate, 11 ... Lower tie plate, 12 ... Channel box

Claims

コントロールセルに隣接する位置および炉心最外周位置および炉心最外周から２層目位置のいずれをも除く位置に装荷された燃料集合体平均核***性物質濃度が最も高い燃料集合体の少なくとも一部に、複数の燃料棒を格子状に束ねて構成され横断面が正方形状をなす燃料集合体であって、前記燃料集合体は燃料集合体が四方で等間隔に配置される原子炉の炉心に使用され、前記燃料集合体の上下端を除く少なくとも一部の軸方向部位において、前記燃料棒に含有される核***性物質濃度または可燃性毒物含有量の少なくとも一方の横断面内分布が、前記燃料集合体横断面内の二本の対角線のうち制御棒を通らない対角線に関して非対称であることを特徴とする非対称の燃料集合体を装荷し、コントロールセルに隣接する位置および炉心最外周位置および炉心最外周から２層目位置のいずれをも除く位置に装荷された燃料集合体平均核***性物質濃度が最も高い前記燃料集合体の全てが、その横断面内の高々１つの面で燃料集合体平均核***性物質濃度が最も低い燃料集合体と隣接することを特徴とする原子炉の炉心。At least a part of the fuel assembly having the highest concentration of the fuel assembly average fissile material loaded at a position adjacent to the control cell and a position excluding any of the outermost position of the core and the second layer position from the outermost periphery of the core, A fuel assembly formed by bundling a plurality of fuel rods in a lattice shape and having a square cross section. The distribution within the cross section of at least one of the fissile material concentration or the flammable poison content contained in the fuel rod in at least a part of the axial direction portion excluding the upper and lower ends of the fuel assembly is the fuel assembly. loaded with fuel assemblies asymmetrical, which is a two asymmetrical with respect to the diagonal line that does not pass through the control rod of the diagonal of the cross section, the position and the core outermost adjacent to the control cells All the fuel assemblies having the highest fuel assembly average fissile material concentration loaded at positions other than the position and the position of the second layer from the outermost periphery of the core are fuels on at most one side in the cross section. A nuclear reactor core characterized by being adjacent to a fuel assembly having the lowest assembly average fissile material concentration .

コントロールセルに隣接する位置および炉心最外周位置および炉心最外周から２層目位置のいずれをも除く位置に装荷された燃料集合体平均核***性物質濃度が最も高い燃料集合体の少なくとも一部に、複数の燃料棒を格子状に束ねて構成され横断面が正方形状をなす燃料集合体であって、前記燃料集合体は燃料集合体が四方で等間隔に配置される原子炉の炉心に使用され、前記燃料集合体の上下端を除く少なくとも一部の軸方向部位において、前記燃料棒に含有される核***性物質濃度または可燃性毒物含有量の少なくとも一方の横断面内分布が、前記燃料集合体横断面内の二本の対角線のうち制御棒を通らない対角線に関して非対称であることを特徴とする非対称の燃料集合体を装荷し、この非対称の燃料集合体は、燃料集合体平均核***性物質濃度がより低い燃料集合体に面する側の最外周燃料棒の平均核***性物質濃度が、燃料集合体平均核***性物質濃度がより高い燃料集合体に面する側の最外周燃料棒の平均核***性物質濃度よりも低いことを特徴とする原子炉の炉心。 At least a part of the fuel assembly having the highest concentration of the fuel assembly average fissile material loaded at a position adjacent to the control cell and a position excluding any of the outermost position of the core and the second layer position from the outermost periphery of the core, A fuel assembly formed by bundling a plurality of fuel rods in a lattice shape and having a square cross section. The distribution within the cross section of at least one of the fissile material concentration or the flammable poison content contained in the fuel rod in at least a part of the axial direction portion excluding the upper and lower ends of the fuel assembly is the fuel assembly. loaded with fuel assemblies asymmetrical, which is a two asymmetrical with respect to the diagonal line that does not pass through the control rod of the diagonal of the cross section, the fuel assembly of the asymmetric fuel assembly average nucleus min The average fissile material concentration of the outermost fuel rod on the side facing the fuel assembly having the lower concentration of the active material is higher than that of the outermost fuel rod on the side facing the fuel assembly having the higher fuel assembly average fissile material concentration. Reactor core characterized by a lower than average fissile material concentration.

前記非対称の燃料集合体は、燃料集合体平均核***性物質濃度がより低い燃料集合体に面する側の最外周から２層目の燃料棒の平均可燃性毒物含有量が、燃料集合体平均核***性物質濃度がより高い燃料集合体に面する側の最外周から２層目の燃料棒の平均可燃性毒物含有量よりも高いことを特徴とする請求項２に記載の原子炉の炉心。In the asymmetric fuel assembly, the average flammable poison content of the fuel rod in the second layer from the outermost periphery on the side facing the fuel assembly having a lower fuel assembly average fissile material concentration The nuclear reactor core according to claim 2 , wherein the concentration of the active substance is higher than the average combustible poison content of the second fuel rod from the outermost periphery on the side facing the fuel assembly.