JPH01189591A - Fuel assembly - Google Patents

Abstract

PURPOSE:To increase a subcriticality of a nuclear reactor during a reactor shut down, by inserting inclusions of a certain constant length having a significantly degraded concentration of fissile nuclides into a part of fuel rods and by arranging the fuel rods having the inclusions in an outside region of a fuel assembly. CONSTITUTION:A fuel rod having an inclusion 31 is formed so as to an appropriate length of the inclusion to be less than 1/3H and a height of the inclusion at its center to be around 3/4H from the lowest end of an effective length of the fuel. The reason is that a subcriticality is especially shallow in a range of around 1/4H at a height of around 3/4H. Moreover, for prevention of an output spike, an output spike suppressor 36a is inserted next to the inclusion 36, and in case of a boiling water nuclear reactor, the fuel rods 31 are arranged in this surface for the purpose of utilization of an subcriticality increasing phenomenon which the fuel rods 31 have, mainly for the side where control rods are not inserted, and water gaps between adjacent fuel assemblies are expanded, and consequently, a subcriticality of a reactor during its shut down can be increased.

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は燃料集合体に係り、特に運転サイクルが長くか
つ高停止余裕型の原子炉に好適な燃料集合体に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Object of the Invention] (Industrial Application Field) The present invention relates to a fuel assembly, and particularly to a fuel assembly suitable for a nuclear reactor with a long operating cycle and a high shutdown margin.

（従来の技術） 一例として沸騰水型原子炉の燃料集合体に、ついて説明
する。(Prior Art) As an example, a fuel assembly for a boiling water reactor will be described.

沸騰水型原子炉の燃料集合体は、金属製被覆管内部に核
燃料物質を充填した多数の燃料棒を規則正しく配列され
たものが方形のチャンネルボックスの内部に収納されて
構成されている。そして、沸騰水型原子炉の炉心では、
通常１体の十字型制御棒とそれを取り囲む４体の燃料集
合体とから構成されたセルが規則正しく配置されている
。すなわち、沸騰水型原子炉の炉心の各燃料集合体およ
び制御棒は、それらの軸が垂直で互いに平行になるよう
に配列され、減速材としての機能を有する冷却材は炉心
の下方から上方に向って流れるように構成されている。A fuel assembly for a boiling water reactor consists of a large number of regularly arranged fuel rods filled with nuclear fuel material inside a metal cladding tube and housed inside a rectangular channel box. In the core of a boiling water reactor,
Usually, cells consisting of one cross-shaped control rod and four fuel assemblies surrounding it are regularly arranged. In other words, the fuel assemblies and control rods in the core of a boiling water reactor are arranged so that their axes are perpendicular and parallel to each other, and the coolant, which functions as a moderator, flows from the bottom of the core to the top. It is structured so that it flows in the opposite direction.

そして、炉心有効部下端即ち発熱部の下端付近では気泡
は発生しないが、炉心の中央部から上端部にかけては大
罪の気泡が発生し、この発生した気泡は炉心上方に流れ
る。従って炉心中央部から上方では気泡の占める割合が
特に高くなっている。気泡の占める体積割合即ちボイド
割合が高くなると、中性子の減速特性が低下するため熱
中性子束が低下し、出力が低下する。Although no bubbles are generated near the effective lower end of the core, that is, the lower end of the heat generating part, deadly bubbles are generated from the center to the upper end of the core, and these generated bubbles flow upwards of the core. Therefore, the proportion of bubbles is particularly high above the center of the core. When the volume ratio occupied by bubbles, that is, the void ratio increases, the neutron moderation characteristics decrease, resulting in a decrease in thermal neutron flux and a decrease in output.

これを避けるため、ボイド割合の高い部位では核***核
種濃度即ち濃縮度を高めたり、或いはボイド割合の低い
部位の出力上昇を抑えるべく可燃性毒物を入れるなどし
て対処してきた。In order to avoid this, measures have been taken such as increasing the fission nuclide concentration, that is, the concentration, in areas with a high void ratio, or adding burnable poison to suppress the increase in output in areas with a low void ratio.

したがって、沸騰水型原子炉では炉心上部の燃焼が遅れ
やすく、これによってＵ　−２３ｓ１度が相対的に他の
部分より高くなり、また、ボイドによりｐ　ｕ−２３９
などの核***性核種が生成されるため、炉心中央部から
上部にかけては原子炉の停止余裕がきびしくなり易い事
はよく知られている。ざらに、経済性向上を主目的とし
て、運転サイクルの長期化や燃料の燃焼度向上のための
努力が続けられている。この場合も燃料の濃縮度は必然
的に高められるので、原子炉の停止余裕は一段ときびし
くなる。Therefore, in a boiling water reactor, combustion in the upper part of the core tends to be delayed, which causes U-23s1 degrees to be relatively higher than other parts, and voids cause p u-239
It is well known that the margin for shutdown of a nuclear reactor tends to be tight from the center to the upper part of the reactor core due to the generation of fissile nuclides such as Generally speaking, efforts are being made to lengthen the operating cycle and improve fuel burn-up, with the main purpose of improving economic efficiency. In this case as well, the enrichment of the fuel will inevitably increase, making the margin for reactor shutdown even tighter.

次に、沸騰水型原子炉に現在用いられている燃料集合体
及び近い将来用いられると期待される燃料集合体の代表
例を図面を参照して説明する。Next, typical examples of fuel assemblies currently used in boiling water reactors and fuel assemblies expected to be used in the near future will be described with reference to the drawings.

第２４図（ａ）および同図（ｂ）はそれぞれ従来の燃料
集合体の斜視図および燃料集合体を構成する燃料棒の概
略縦断面図である。FIGS. 24(a) and 24(b) are a perspective view of a conventional fuel assembly and a schematic longitudinal sectional view of a fuel rod constituting the fuel assembly, respectively.

同図（ａ）において、燃料集合体は水棒（図示せず）と
燃料棒２を上部タイプレート４．スペーサ５、下部タイ
プレート６により固定し、その外側をチャンネルボック
ス１で取囲むように構成されている。燃料棒２は同図（
ｂ）に示すように、被覆管７内に燃料ペレット８を配設
し、その上部のガスプレナムにスプリング９を設け、上
端に上部端栓１０を下端に下部端栓１１を設けている。In Figure (a), the fuel assembly includes a water rod (not shown) and a fuel rod 2 connected to an upper tie plate 4. It is fixed by a spacer 5 and a lower tie plate 6, and is surrounded by a channel box 1 on the outside. Fuel rod 2 is shown in the same figure (
As shown in b), fuel pellets 8 are disposed within the cladding tube 7, a spring 9 is provided in the gas plenum above the cladding tube, an upper end plug 10 is provided at the upper end, and a lower end plug 11 is provided at the lower end.

第２５図は第２４図に示す従来の燃料集合体の横断面図
である。チャンネルボックス１内には６２本の燃料棒２
と２本の水棒３が配列されて燃料集合体を構成している
。水棒３は集合体内部で減速材である水が不足するのを
抑制しているが、この水棒３は軸方向に一様であるため
炉心下方では水過剰、上方では水不足になるという問題
点がある。FIG. 25 is a cross-sectional view of the conventional fuel assembly shown in FIG. 24. There are 62 fuel rods 2 in the channel box 1.
and two water rods 3 are arranged to form a fuel assembly. The water rods 3 suppress the shortage of water, which is a moderator, inside the reactor assembly, but since these water rods 3 are uniform in the axial direction, there is a problem that there is an excess of water below the core and a lack of water above the core. There is a point.

第２６図に示す燃料集合体は前記燃料集合体の特性を改
良するために開発されたものであり、集合体内部に１本
の太径水棒１２を配置して非沸騰水を導入している。し
かしながら、この例でも炉心下方では水過剰、上方では
水不足になるという問題点がおる。The fuel assembly shown in FIG. 26 was developed to improve the characteristics of the fuel assembly, and one large-diameter water rod 12 is arranged inside the assembly to introduce non-boiling water. There is. However, even in this example, there is a problem in that there is an excess of water below the core and a shortage of water above the core.

第２７図に示す燃料集合体も第２５図の燃料集合体の改
良でおり、４つの小チャンネルボックス１３を設け、小
チャンネルボックス１３内には沸騰冷却水を、また小チ
ャンネルボックス１３相互間の十字状間隙１４には非沸
騰減速材水領域とすることにより、水平方向出力分布の
平坦化を図ったものであるが、このタイプの燃料集合体
も炉心下方では水過剰、上方では水不足になるという問
題点がある。The fuel assembly shown in FIG. 27 is also an improvement on the fuel assembly shown in FIG. A non-boiling moderator water region is provided in the cross-shaped gap 14 to flatten the horizontal power distribution, but this type of fuel assembly also suffers from excess water below the core and insufficient water above it. There is a problem.

第２８図に示す燃料集合体は、第２７図の燃料棒の改良
型として開発されたものである。この燃料集合体は９ケ
のサブアセンブリ１５で構成されており、各サブアセン
ブリ１５はそれぞれ９本の燃料棒２で構成されている。The fuel assembly shown in FIG. 28 was developed as an improved version of the fuel rod shown in FIG. 27. This fuel assembly is composed of nine subassemblies 15, and each subassembly 15 is composed of nine fuel rods 2.

サブアセンブリ１５の間にはやや広い間隙１６が設けら
れている。この燃料集合体の場合も炉心上下部の水の過
不足問題は解決されていない。A rather wide gap 16 is provided between the subassemblies 15. In the case of this fuel assembly as well, the problem of excess and shortage of water in the upper and lower parts of the core has not been resolved.

（発明が解決しようとする課題） 上述したように、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の発熱部で
ある燃料集合体の最下端では、気泡は発生しないものの
、その他の部分ではどこででも気泡は発生し、しかも発
生した気泡は上方（下流）へ流れていく。従って、ＢＷ
Ｒの気泡割合（ボイド割合）は炉心上方はど高くなる。(Problem to be solved by the invention) As mentioned above, although no bubbles are generated at the bottom end of the fuel assembly, which is the heat generating part of a boiling water reactor (BWR), bubbles are generated everywhere else. Moreover, the generated bubbles flow upward (downstream). Therefore, BW
The bubble ratio (void ratio) of R becomes higher above the core.

その結果、中性子の減速特性が低下するので核***割合
が低下することになる。すなわち、燃焼は炉心下方で進
み、炉心上方で遅れることになる。そこで、炉心上方の
出力の低下を抑制するために、炉心上方の核***核種濃
度を高くすることが提案されている。As a result, the rate of nuclear fission decreases because the moderation characteristics of neutrons decrease. That is, combustion proceeds below the core and is delayed above the core. Therefore, it has been proposed to increase the concentration of fission nuclides above the reactor core in order to suppress the decrease in power above the reactor core.

ところが、炉心上方でのボイド割合の上昇と核***核種
濃度を高くすることは、原子炉停止時の炉心上部での未
臨界度を浅くすることになる。However, increasing the void ratio and fission nuclide concentration above the core will reduce the degree of subcriticality at the top of the core when the reactor is shut down.

一方、運転サイクルを長期化して経済性を向上するため
には燃料の濃縮度を更に高めなければならないが、この
ことは炉心上部での未臨界度をますます浅くすることに
なり、終には原子炉を停止できなくなる場合も考えられ
る。すなわちこの点がネックとなって、従来の原子炉炉
心では運転サイクルの長期化が出来ないという問題点が
おった。On the other hand, in order to lengthen the operating cycle and improve economic efficiency, it is necessary to further increase the enrichment of the fuel, but this will make the subcriticality in the upper part of the core even shallower, and eventually There may be cases where the reactor cannot be shut down. In other words, this point has become a bottleneck, and conventional nuclear reactor cores have had the problem of not being able to extend the operating cycle.

本発明は上記問題点を解消するためになされたもので、
その目的は、燃料の濃縮度を高くしても原子炉停止を可
能とするとともに軸方向出力分布を改良し、さらに冷却
材の圧力損失を低減した沸騰水型原子炉の炉心を構成す
る燃料集合体を提供することにある。The present invention was made to solve the above problems, and
Its purpose is to make it possible to shut down the reactor even with high fuel enrichment, improve the axial power distribution, and reduce the pressure loss of the coolant. It's about offering your body.

［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 上記目的を達成するために、本発明は金属製被覆管内部
に核燃料物質を充填した多数の燃料棒を規則正しく配列
して構成した燃料集合体において、一部の燃料棒は核分
裂性核種濃度を大幅に低下させた一定の長さの介在部材
を前記金属製被覆管内に挿入するとともに当該介在部材
の長さが原子炉出力運転中における熱中性子拡散距離ま
たはそれ以上とし、かつその介在部材の燃料棒内の軸方
向挿入位置を原子炉運転期間内で原子炉停止余裕がきび
しくなる時点において未臨界度が浅くなる部位を含む位
置とされた介在部材挿入燃料棒とし、前記介在部材挿入
燃料棒を前記燃料集合体の少なくとも外周部に配置した
ことを特徴とするものである。[Structure of the Invention] (Means for Solving the Problems) In order to achieve the above object, the present invention provides a fuel assembly constituted by regularly arranging a large number of fuel rods filled with nuclear fuel material inside a metal cladding tube. In some fuel rods, an intervening member of a certain length that significantly reduces the concentration of fissile nuclides is inserted into the metal cladding tube, and the length of the intervening member is designed to prevent thermal neutrons during reactor power operation. An intervention in which the diffusion distance is equal to or longer than the diffusion distance, and the insertion position of the intervening member in the axial direction within the fuel rod is set to a position that includes a region where the degree of subcriticality becomes shallow at a point during the reactor operating period when the margin for reactor shutdown becomes severe. The present invention is characterized in that the fuel rod is a member-inserted fuel rod, and the intervening member-inserted fuel rod is disposed at least on the outer periphery of the fuel assembly.

ところで、前記介在部材挿入長さは燃料集合体の軸方向
発熱部分の長さの１／３以下であり、その位置が発熱部
下端から１／２以上の軸方向位置が適切である。ざらに
前記介在部材挿入燃料棒の大部分は十字型制御棒を挿抜
しない水ギャップに面した燃料集合体の外周部に配列さ
れている。Incidentally, the insertion length of the intervening member is 1/3 or less of the length of the axial heat generating portion of the fuel assembly, and the appropriate position thereof in the axial direction is 1/2 or more from the lower end of the heat generating part. Roughly speaking, most of the intervening member insertion fuel rods are arranged at the outer periphery of the fuel assembly facing the water gap where the cross-shaped control rods are not inserted or removed.

また、前記介在部材はその両端部が可燃性毒物をペレッ
ト全体もしくはペレットの軸心部もしくはペレットの外
周部に含む軸方向に隣接する燃料ペレッ１へより核***
性核種濃度の低いウランペレットであり、その両端部そ
れぞれ０．５ないし３ｃｍ程度の部分が、ハフニア（Ｈ
ｆ０２　）と希土類酸化物であるイツトリア（Ｙｂ２０
：＋）との混合焼結ペレットである。ざらに前記介在部
材は燃料棒軸方向両端部を除き、原子炉運転サイクル末
期において、中性子吸収特性をできるだけ小となるごと
く構成されている。そして、前記介在部材が挿入される
領域は、その軸方向両端を除き、中空または中実のグラ
ファイト、非密封性のジルカロイ管状体、中空または中
実のベリリウム、アルミナ。Further, the intervening member is a uranium pellet whose both ends contain a burnable poison in the entire pellet, the axial center of the pellet, or the outer periphery of the pellet, which has a lower concentration of fissile nuclides than the fuel pellet 1 adjacent in the axial direction, The parts of about 0.5 to 3 cm at both ends are Hafnia (H
f02 ) and the rare earth oxide Yttria (Yb20
:+) is a mixed sintered pellet. Roughly speaking, the intervening members, except for both ends of the fuel rod in the axial direction, are constructed so that the neutron absorption characteristics are as small as possible at the end of the reactor operation cycle. The region into which the intervening member is inserted, except for both ends in the axial direction, is made of hollow or solid graphite, a non-sealable Zircaloy tubular body, hollow or solid beryllium, or alumina.

ジルコニア、減損ウランペレットのいずれか１つまたは
それらの組合せから成り、それらは可燃性毒物を含有す
るものあるいは可燃性毒物を含有しないものであり、可
燃性毒物を含有するものにおっては、その濃度が運転サ
イクル末期においてほぼ燃焼し尽くす程度である。また
、前記介在部材が挿入される領域を、ガスプレナム部と
してもよい。Composed of zirconia, depleted uranium pellets, or a combination thereof, which may or may not contain burnable poisons; The concentration is such that it is almost burnt out at the end of the operating cycle. Further, the region into which the intervening member is inserted may be a gas plenum portion.

さらに、介在部材挿入領域にガスプレナムを設けた介在
部材挿入燃料棒は、その頂部のガスプレナム部を縮小も
しくは削除し、それに対応して外径を細径化もしくは取
り除き（バニッシング化し）、冷却材通路面積を拡大す
るように構成されている。Furthermore, for intervening member inserted fuel rods that have a gas plenum in the intervening member insertion region, the gas plenum at the top is reduced or deleted, and the outer diameter is correspondingly reduced or removed (vanishing), and the coolant passage area is is configured to expand.

また、前記介在部材挿入燃料棒に隣接する燃料棒で介在
部材側面部分の燃料濃縮度が、前記隣接燃料棒において
介在部材側面部分を除く部分の燃料濃縮度より高くない
ように構成されている。Further, in the fuel rod adjacent to the intervening member insertion fuel rod, the fuel enrichment at the side surface portion of the intervening member is not higher than the fuel enrichment at the portion of the adjacent fuel rod excluding the intervening member side surface portion.

さらにまた、原子炉装荷状態において相互に隣接する介
在部材挿入燃料棒は、介在部材挿入軸方向高さが原則と
して相互に一致するように構成されている。そして、制
御棒が棒状の吸収要素をクラスタ状にまとめて分散的に
燃料集合体の内部で挿央する方式の燃料集合体では、集
合体の外周部にほぼ対称となるごとく前記介在物挿入燃
料棒の大部分を配している。Furthermore, the intervening member inserted fuel rods that are adjacent to each other in the reactor loaded state are configured such that the heights in the intervening member insertion axial direction are, in principle, equal to each other. In a fuel assembly in which the control rod gathers rod-shaped absorbing elements into a cluster and inserts them into the center of the fuel assembly in a distributed manner, the inclusion-inserted fuel is inserted almost symmetrically around the outer circumference of the assembly. Most of the sticks are placed here.

（作　用） 上記したように、本発明の燃料集合体によると、核***
性物質濃度の特に低い部分即ち介在領域を挟んで、介在
領域の両側、特に燃料集合体軸と直角方向の中性子相互
作用（結合効果）が冷態時に弱まり、高温運転時、特に
ボイド発生時に強まる現象が発生する。この現象は主と
して拡散距離の短い熱中性子の作用によって説明するこ
とができる。すなわち、冷態時は水の密度（約１．０）
が大きいので熱中性子の拡散距離は短くなり、介在領域
を挟んだ両側の中性子の相互作用が減少し、その結果中
性子増倍特性が低下する。高温運転時はボイドが発生し
ていない状態でも沸騰水型原子炉では水温（基準値）は
約２８６℃で、水の密度は約０、７４　’ｊ　／　ｃｒ
ｎ３となる。水中の熱中性子移動距離は冷態時の１１０
．７４　（＝　１．３５　＞倍に増大する。さらに、ボ
イド発生時の気水温合体の密度は０．３程度にまで低下
し、その結果、気水混合体の中の熱中性子拡散距離は１
１０．３　　（；３）倍に増大する。(Function) As described above, according to the fuel assembly of the present invention, neutron interactions occur on both sides of the intervening region, particularly in the direction perpendicular to the fuel assembly axis, across the intervening region where the concentration of fissile material is particularly low. A phenomenon occurs in which the (coupling effect) weakens when cold and becomes stronger during high-temperature operation, especially when voids occur. This phenomenon can be mainly explained by the action of thermal neutrons, which have a short diffusion distance. In other words, when it is cold, the density of water (about 1.0)
Since this is large, the diffusion distance of thermal neutrons becomes short, and the interaction between neutrons on both sides of the intervening region decreases, resulting in a decrease in neutron multiplication characteristics. During high-temperature operation, even when no voids occur, the water temperature (standard value) in a boiling water reactor is approximately 286°C, and the density of water is approximately 0.74'j/cr.
It becomes n3. The distance traveled by thermal neutrons in water is 110 when it is cold.
．． 74 (= 1.35 > times larger. Furthermore, the density of air-water temperature coalescence at the time of void generation decreases to about 0.3, and as a result, the thermal neutron diffusion distance in the air-water mixture becomes 1.
Increases by 10.3 (;3) times.

この結果、介在領域を挟んだ両側の中性子相互作用が増
大し、中性子増倍特性が上昇する。As a result, neutron interaction on both sides of the intervening region increases, and neutron multiplication properties increase.

上述の作用を利用すると、介在領域の導入により、冷態
時は増倍率を低下させ即ち原子炉停止余裕（未臨界度）
を増大ざぜ、高温運転時は燃料の但を介在領域の導入に
よって減少させた場合でも増倍率の低下を防止したり、
好適な設計を行なえばかえって介在領域がない場合より
増倍率を増大させることさえ可能となる。By using the above-mentioned effect, by introducing the intervening region, the multiplication factor is reduced in the cold state, that is, the reactor shutdown margin (subcriticality) is reduced.
During high-temperature operation, the multiplication factor can be prevented from decreasing even if the amount of fuel is reduced by introducing an intervening region.
With suitable design, it is even possible to increase the multiplication factor compared to the case without the intervening region.

次に、本発明の作用を第３図を参照して説明する。同図
（ａ）に示すように、直方形断面を有する２つの燃料領
域工、ＩＩがあり、その間に幅Ｗの水ギャップが存在す
るものとする。また燃料領域■。Next, the operation of the present invention will be explained with reference to FIG. As shown in FIG. 5A, it is assumed that there are two fuel zone structures II each having a rectangular cross section, and a water gap of width W exists between them. Also in the fuel area ■.

■の水ギヤツプ幅Ｗと同じ方向の幅Ｗｆは水ギヤツプ幅
Ｗに比べて充分広いものとする。このときの水ギヤツプ
幅Ｗと中性子増倍率の変化の関係は同図（ｂ）に示すと
おりであり、同図（ｂ）のＣ部分を拡大して同図（Ｃ）
に示す。ここで、「中性子増倍率の変化」は、高温時（
破線）、冷態時（実線）とも、水ギヤツプ幅がＯのとき
の中性子増倍率からの変化であることを示す。燃料集合
体の中で軸方向と直角方向（軽水炉では通常水平方向）
では、広い水ギヤツプ領域をとることは困難である。す
なわち、外形が与えられた範囲で水ギヤ°ツブを広くと
ることは燃料領域が狭くなることであり、発熱領域が狭
くなることである。The width Wf in the same direction as the water gap width W in (2) is sufficiently wider than the water gap width W. The relationship between the water gap width W and the change in the neutron multiplication factor at this time is as shown in the same figure (b).
Shown below. Here, the "change in neutron multiplication factor" at high temperature (
Both the broken line) and the cold state (solid line) indicate changes from the neutron multiplication factor when the water gap width is O. Directions perpendicular to the axial direction within the fuel assembly (usually horizontal in light water reactors)
Therefore, it is difficult to obtain a wide water gap area. That is, making the water gear knob wider within a given range of external shape means that the fuel area becomes narrower, and the heat generation area becomes narrower.

本発明では、燃料集合体の軸と直角方向に介在領域を挿
入するので、狭い幅の介在領域の特性を明らかにする必
要がある。第３図（Ｃ）はこの主旨のもとに同図（ｂ）
の０部を拡大して示したものである。精々３　ｃｍ程度
の水ギャップを設けた場合に対する理論計算値もほぼ同
図（Ｃ）と同様な曲線を与える。即ち、高温運転時（ボ
イド発生時）は水ギヤツプ幅とともに増倍率の変化は正
方向に増大しく実効増倍率ｋ。ｆｆが増大し）、冷態時
は水ギヤツプ幅が約１　ｃｍを越えると顕著にｋ。ｆｆ
が水ギヤツプ幅の増大により減少し、炉停止時の未臨界
度の増大に役立つことがこの図から理解できる。In the present invention, since the intervening region is inserted in a direction perpendicular to the axis of the fuel assembly, it is necessary to clarify the characteristics of the narrow intervening region. Figure 3 (C) is based on this idea, and Figure 3 (B)
This is an enlarged view of part 0 of . Theoretically calculated values for the case where a water gap of about 3 cm at most is provided also give a curve almost similar to that shown in Figure (C). That is, during high-temperature operation (when voids occur), the change in the multiplication factor increases in the positive direction with the water gap width, resulting in an effective multiplication factor k. ff increases), and when the water gap width exceeds about 1 cm in the cold state, k becomes noticeable. ff
It can be seen from this figure that the water gap decreases as the water gap width increases, which helps increase the degree of subcriticality during reactor shutdown.

なお、上記の作用に関する説明では、水ギャップを挟む
２つの燃料領域間の中性子相互作用の変化という見方を
したが、燃料集合体の無限増倍率に■を古くから知られ
ている４囚子に分ける方式で説明することもできる。こ
の方式では、第３図（Ｃ）の曲線は主として熱中性子利
用率と共鳴を逃れる確率の特性の変化によっても説明さ
れる。第２８図の例のように燃料集合体内部で燃料棒本
数を減らさないで水ギャップを拡げる場合には、他の燃
利捧間の間隙を縮小しなければならず、これが共鳴吸収
における燃料棒相互間の共鳴中性子の遮蔽効果を増大さ
せ、その結果、共鳴を逃れる確率が増大する効果が生じ
、一方では、燃料領域対水ギャップ部の熱中性子束比が
減少し、その結果熱中性子利用率が低下する効果が生じ
る。第３図（Ｃ）は上記２つの効果の水密度依存性と水
ギャップ幅依存性の相殺効果によりほぼ決定される。In addition, in the explanation of the above effect, we looked at it as a change in neutron interaction between two fuel regions sandwiching a water gap, but if we consider the infinite multiplication factor of the fuel assembly and the long-known four convicts, It can also be explained separately. In this method, the curve of FIG. 3(C) is also mainly explained by changes in the characteristics of the thermal neutron utilization rate and the probability of escaping resonance. If the water gap is widened within the fuel assembly without reducing the number of fuel rods as in the example shown in Figure 28, the gap between other fuel rods must be reduced, and this will cause the fuel rods to absorb resonance. Increases the shielding effect of resonance neutrons between each other, resulting in the effect of increasing the probability of escaping resonance, while decreasing the thermal neutron flux ratio of the fuel region to water gap, resulting in a decrease in the thermal neutron utilization rate. This has the effect of reducing the FIG. 3(C) is almost determined by the offsetting effects of the above two effects, water density dependence and water gap width dependence.

燃オ［」棒間間隙を固定しかつ水ギャップを拡げるため
には、燃料棒内から燃料物質を排除しなければならない
。その場合には、上記の共鳴吸収を逃れる確率の変化は
、共鳴中性子の遮蔽効果ではなく、減速効果の増大によ
って共鳴を逃れる確率が増大することになる。即ち、原
子炉を高温で運転しており、ボイドも発生している場合
には減速材不足状態になっているため、水ギャップの導
入ににつてそれが緩和され、その結果やはり共鳴を逃れ
る確率は増大する。熱中性子利用率の変化は上記の例と
ほぼ同様である。In order to fix the fuel rod spacing and widen the water gap, fuel material must be removed from within the fuel rods. In that case, the change in the probability of escaping resonance absorption described above is not due to the shielding effect of resonant neutrons, but is due to an increase in the moderating effect, which increases the probability of escaping resonance. In other words, if a nuclear reactor is operated at high temperatures and voids are generated, there is a moderator shortage, so introducing a water gap will alleviate this, and as a result, the probability of escaping resonance will increase. increases. The change in thermal neutron utilization rate is almost the same as in the above example.

本発明では、後者を主体とし、必要に応じて前者も併用
している。集合体内の燃料装荷量をなるべく減らさない
で（出力の絶対量を減らさない為に）本発明の作用を効
果的に生じる燃料集合体を提供するものでおる。In the present invention, the latter is mainly used, and the former is also used in combination as necessary. It is an object of the present invention to provide a fuel assembly that effectively produces the effects of the present invention without reducing the amount of fuel loaded in the assembly as much as possible (so as not to reduce the absolute amount of output).

（実施例） 本発明の実施例を図面を参照して説明する。(Example) Embodiments of the present invention will be described with reference to the drawings.

第１図は本発明の一実施例の概略図でおり、、同図（ａ
）は同図（ｂ）のＡ−Ａ線に沿う縦断面図、同図（ｂ）
は平面図である。FIG. 1 is a schematic diagram of an embodiment of the present invention.
) is a longitudinal sectional view taken along line A-A in the same figure (b), and the same figure (b)
is a plan view.

本実施例の燃料集合体は、中央に方形の水棒３２が配置
され、この中央部を除き、燃料棒３０．３１が規則的に
９行９列配首されており、その外側をチャンネルボック
ス３３で取り囲み、ざらにその上端および下端をそれぞ
れ上部タイプレート３４および下部タイプレート３５に
より固定されている。In the fuel assembly of this embodiment, a rectangular water rod 32 is arranged in the center, and except for this central part, fuel rods 30 and 31 are regularly arranged in 9 rows and 9 columns, and the outside is surrounded by a channel box. 33, and its upper and lower ends are roughly fixed by an upper tie plate 34 and a lower tie plate 35, respectively.

燃料棒３１が介在部材挿入燃料棒ｐである。介在部材３
６の好適な長さｌは１／３Ｈ以下であり、この例では１
５〜６０ｃｍ程度である。介在部材中央の高さは燃料有
効長下端から３／４　Ｈである。これはこの３７４■付
近でその１７４■程度以内が特に未臨界度が浅くなるた
めでおる。この介在部材３６の詳細は後で示すが、中空
管の挿入、グラファイトの挿入、ＺｒＨ２ペレットの挿
入、水の導入などが代表例である。The fuel rod 31 is an intervening member insertion fuel rod p. Interposed member 3
The preferred length l of 6 is 1/3H or less, and in this example 1
It is about 5 to 60 cm. The height of the center of the intervening member is 3/4 H from the lower end of the effective fuel length. This is because the degree of subcriticality becomes particularly shallow around 374■ and within about 174■. The details of this intervening member 36 will be shown later, but representative examples include insertion of a hollow tube, insertion of graphite, insertion of ZrH2 pellets, and introduction of water.

また、後記するが、出力スパイク防止のために出力スパ
イク抑制材３８ａが介在部材３６に隣接して挿入されて
いる。Further, as will be described later, an output spike suppressing material 38a is inserted adjacent to the intervening member 36 to prevent output spikes.

第１図（ｂ）に示すごとく、沸騰水型原子炉では十字型
制御棒が燃料集合体相互間の水ギャップ（図の左と上面
）で挿抜される。制御棒挿入により、燃料集合体の中性
子増倍率が抑制されるが、その程度は果合体仝体で均一
ではなく、制御棒が面する側で大きく、制御棒が挿抜さ
れない水ギャップに面している側では小ざい。本発明で
はこの点に着目して、Ｐ燃料の原子炉停止中の未臨界度
増大作用を、制御棒が挿入されない側に主として活用す
る目的で、この面にＰ燃料棒３１を配列し、隣接燃料集
合体（図示せず）との間の水ギャップを拡大し、第３図
（Ｃ）の冷態時の曲線のより右よりの値を活用している
。既存の水ギャップの他に、Ｐ燃料配列により実効的に
水ギヤツプ幅が拡大するので、冷態停止時は中性子増倍
率が低下しく未臨界度が増大し）、高温運転時は逆に中
性子増倍率が増大することが第３図（Ｃ）から理解され
る。As shown in FIG. 1(b), in a boiling water reactor, a cross-shaped control rod is inserted and removed in the water gap between fuel assemblies (on the left and top side of the figure). Insertion of control rods suppresses the neutron multiplication factor of the fuel assembly, but the degree of suppression is not uniform throughout the fuel assembly; it is larger on the side facing the control rods, and is larger on the side facing the water gap where control rods cannot be inserted or removed. It's small on the side where it is. In the present invention, paying attention to this point, in order to utilize the subcriticality increasing effect of P fuel during reactor shutdown mainly on the side where no control rods are inserted, P fuel rods 31 are arranged on this side and adjacent The water gap between the fuel assembly and the fuel assembly (not shown) is expanded, and the value to the right of the cold state curve in FIG. 3(C) is utilized. In addition to the existing water gap, the P fuel arrangement effectively expands the water gap width, so during cold shutdown the neutron multiplication factor decreases and the degree of subcriticality increases), and conversely during high temperature operation, the neutron increase increases. It can be seen from FIG. 3(C) that the magnification increases.

制御棒中心軸に面したコーナ部分にも３本のＰ燃料３１
が配置されている。その理由は、この部分でも停止時の
増倍率低減と高温運転時の増倍率向上への寄与割合が比
較的大きいことである。There are also three P fuels 31 in the corner facing the control rod center axis.
is located. The reason for this is that this portion also makes a relatively large contribution to the reduction in multiplication factor during stoppage and the increase in multiplication factor during high-temperature operation.

本実施例では第１図（ｂ）に示すように、２２本のＰ燃
料棒３１が配置されている。通常の燃料棒３０の有効長
く発熱部長）は３．６〜３．７ｍ程度である。In this embodiment, as shown in FIG. 1(b), 22 P fuel rods 31 are arranged. The effective length (heat generating section) of a normal fuel rod 30 is about 3.6 to 3.7 m.

沸騰水型原子炉の運転管理では有効長を２４等分して燃
焼管理が行われているので、３．６〜３．７ｍの１／２
４長（約１５Ｃｍでこれを１）−ドと呼７玉）を介在物
挿入の単位長とするのが便利である。但しこれは単に便
宜的なものでおり、必然的なものではない。In the operation management of boiling water reactors, combustion management is performed by dividing the effective length into 24 equal parts, so 1/2 of 3.6 to 3.7 m
It is convenient to use 4 lengths (approximately 15 cm, which is called 1)-do (7 beads) as the unit length for insertion of the inclusion. However, this is merely a matter of convenience and is not necessary.

今、燃料棒３０に３７−ド（約４５ｃｍ＞の艮ざの介在
物を挿入した場合を考える。Now, let us consider the case where a 37-dore (approximately 45 cm) barge inclusion is inserted into the fuel rod 30.

この長さは通常の燃料棒３０の頂部に設けられているガ
スプレナムの長さ２′と同程度であるため、介在物挿入
位置をガスプレナムとしてフルに活用すれば、Ｐ燃料棒
の頂部にはガスプレナムを設けなくてもよい。第１図（
ａ）ではこの点を考慮して細径化３６Ｃされている。細
径化することは冷却材流路を拡大することでおり、冷却
材圧力損失の低減に寄与し、ひいてはヂャンネル安定性
の向上。This length is about the same as the length 2' of the gas plenum provided at the top of the normal fuel rod 30, so if the insertion position is fully utilized as a gas plenum, the gas plenum will be placed at the top of the P fuel rod. It is not necessary to provide Figure 1 (
In a), the diameter is reduced to 36C in consideration of this point. Reducing the diameter expands the coolant flow path, which contributes to reducing coolant pressure loss and improving channel stability.

再循環ポンプ容最の低減、あるいはそれに伴う経演性向
上に寄与することになる。This contributes to reducing the volume of the recirculation pump and improving operability accordingly.

ところで、既に説明したように本実施例ではＰ燃料棒は
２２本であり、それぞれの介在部材領域の長さが３ノー
ド（約４５ｃｍ）とすると、ウランのインベントリは２
．７５本分（２２Ｘ　３／２４＞減少する。By the way, as already explained, in this example, there are 22 P fuel rods, and assuming that the length of each intervening member region is 3 nodes (approximately 45 cm), the uranium inventory is 22.
．． 75 pieces (22X 3/24> decrease.

本実施例では集合体中央の方形太水棒が５本分のウラン
インベントリを低下させているので、合計７．７５本分
のインベントリが減少していることになる。一方、本実
施例のように９×９集合体では通常９本分程度を排除し
た水棒の採用が実用化されつつあり、これに比べると本
実施例ではウランインベントリは１．２５本分高いこと
になる。このことは原子炉単位体積の発熱量を増大でき
ることでおり、あるいは出力密度をその分低減でき、燃
料の健全性向上に寄与できることを意味する。In this example, the uranium inventory is reduced by 5 rods of rectangular thick water rods in the center of the assembly, so the inventory is reduced by 7.75 rods in total. On the other hand, in a 9x9 aggregate as in this example, the use of water rods that usually excludes about 9 rods is being put into practical use, and compared to this, the uranium inventory in this example is 1.25 rods higher. It turns out. This means that the calorific value per unit volume of the nuclear reactor can be increased, or the power density can be reduced accordingly, contributing to improved fuel integrity.

第２図（ａ）は本発明の燃お１集合体を沸騰水型原子炉
に適用した概略断面図、同図（１））は炉心軸方向のボ
イド割合および未臨界度分布を示した図である。第２図
（ａ）のハツチング部分が介在部材の配置位置である。Figure 2 (a) is a schematic cross-sectional view of the fuel assembly of the present invention applied to a boiling water reactor, and Figure 2 (1) is a diagram showing the void ratio and subcriticality distribution in the core axis direction. It is. The hatched portion in FIG. 2(a) is the arrangement position of the intervening member.

燃料棒内の介在部材の高さは通常揃えるのが効果的であ
る。介在部材の軸方向長ざは、集合体内で介在部材を入
れる燃料棒の本数と配置の仕方によっても変化するが、
通常１５〜９０ｃｍ程度の範囲とされる。１５ｃｍ以下
では効果が小さく、９０Ｃｍより長くすると、発熱物質
（燃料）装荷量の減少が大ぎいｖ１合には効果が（相対
的に）小さくなる。It is usually effective to make the heights of the intervening members within the fuel rods the same. The axial length of the intervening member varies depending on the number and arrangement of the fuel rods into which the intervening member is placed within the assembly.
It is usually in the range of about 15 to 90 cm. If it is 15 cm or less, the effect is small, and if it is longer than 90 cm, the effect becomes (relatively) small in cases v1 where the reduction in the amount of calorific material (fuel) loaded is large.

そして、未臨界度が一番浅くなる部位において介在部材
が配置されるので、効果的に本発明が作用する。Since the intervening member is disposed at the portion where the degree of subcriticality is the shallowest, the present invention works effectively.

第４図は本発明の第２の実施例の平面図である。FIG. 4 is a plan view of a second embodiment of the invention.

なお、十字型制御棒はその中心が集合体の左上側で拝復
されるものとし、介在部材挿入燃料棒ｐ。It is assumed that the center of the cross-shaped control rod is returned to the upper left side of the assembly, and the intervening member inserted fuel rod p.

ｐｌ　、ｐ２は後記する第２３図（ａ）　〜（ｄ）の介
在部材挿入燃料棒から適宜採用丈るものであるが集合体
内の配置が異なるため符号を付記している（以下同様と
する）。また既に説明した第１の実施例と同一個所には
同一符号を付して説明する。以下の各実施例についても
同様である。pl and p2 are appropriately adopted from the intervening member insertion fuel rods shown in FIGS. 23(a) to (d), which will be described later, but the numbers are added because the arrangement within the assembly is different (the same applies hereinafter). . In addition, the same parts as in the first embodiment already described are given the same reference numerals and will be explained. The same applies to each of the following examples.

同図において太水棒３２周辺部も停止余裕向上に効果が
あるため、４水の介在部材挿入燃料棒ｐ２を太水棒周辺
４本の燃料棒３０と入れ替えたものである。In the figure, the four-water intervening member insertion fuel rod p2 is replaced with four fuel rods 30 around the thick water rod 32, since the area around the thick water rod 32 is also effective in improving the stop margin.

この４本の介在部材挿入燃料棒ｐ２は高温運転時のｋｅ
ｆｆを上昇させる働きが大ぎい（太水棒に水が充分あり
、出力が出し易いため）ので、この働きを有効に利用す
る配置となっている。また燃料棒ｐ２により実効的に太
径水棒の寸法が大きくなり、冷態停止中の未臨界度を増
大できる。ウランインベントリ低減を防ぐためｐ１燃料
棒の介在物を除き、通常燃料とする設計も考えられる。These four intervening member inserted fuel rods p2 are ke during high temperature operation.
Since the function of increasing ff is large (because there is enough water in the thick water rod and it is easy to output), the arrangement is designed to effectively utilize this function. Furthermore, the size of the large-diameter water rod is effectively increased by the fuel rod p2, and the degree of subcriticality during cold shutdown can be increased. In order to prevent a reduction in uranium inventory, a design may be considered in which inclusions in the p1 fuel rods are removed and normal fuel is used.

この燃料棒では、中心部にのみサイクル末期に、毒作用
が消滅する程度の可燃性毒物（Ｇｄなど）を挿入すると
出力スパイクを生ぜずに上記目的の達成に寄与できる。In this fuel rod, if a burnable poison (such as Gd) is inserted into the center only at the end of the cycle to the extent that the poisonous effect disappears, the above objective can be achieved without causing an output spike.

第５図は本発明の第３の実施例の平面図であり、この実
施例は中央水棒３２を中心として介在部材挿入燃料棒ｐ
２が中央水棒３２の対角線状に沿って十字形に上記実施
例のｐ燃料に追加して配置されている。したがって、本
実施例では介在部材挿入燃料棒ｐは合計２８本、燃料棒
３０は４８本で構成されている。FIG. 5 is a plan view of a third embodiment of the present invention, in which the intervening member insertion fuel rod p is centered around the central water rod 32.
2 are arranged in a cross shape along the diagonal line of the central water rod 32 in addition to the p fuel of the above embodiment. Therefore, in this embodiment, there are a total of 28 intervening member insertion fuel rods p and 48 fuel rods 30.

第６図は本発明の第４の実施例の平面図である。FIG. 6 is a plan view of a fourth embodiment of the present invention.

この実施例は従来形燃料集合体（太径水棒でなく細い水
棒３７を２本用いる方式）に適用した場合でおる。した
がって、本集合体では介在部材挿入燃料棒ｐは１５本、
燃料棒３０は４７本で構成されている。This embodiment is applied to a conventional fuel assembly (a system using two thin water rods 37 instead of a large diameter water rod). Therefore, in this assembly, the number of intervening member inserted fuel rods p is 15,
The fuel rods 30 are composed of 47 pieces.

なお、介在部材の長さが３０Ｃｍとするとウランインベ
ントリは１．２５本分、４５　Ｃｍとするとウランイン
ベントリは１．８８本分減少する。Note that if the length of the intervening member is 30 cm, the uranium inventory will decrease by 1.25 rods, and if the length of the intervening member is 45 cm, the uranium inventory will decrease by 1.88 rods.

第７図は本発明の第５の実施例の平面図である。FIG. 7 is a plan view of a fifth embodiment of the invention.

この実施例は第６図の実施例と同様に細径水棒３１を２
本用いる方式に適用した場合である。本実施例では制御
棒中心軸付近にも介在部材挿入燃料棒ｐを配列した場合
であり、介在部材挿入燃料棒ｐは１４本、燃料棒３０は
４８本で構成されている。なお、介在部材の長さが３０
Ｃｍとするとウランインベントリは１．１７本分、４５
　ｃｍとするとウランインベントリは１．７５本分減少
するが、第６図の実施例とほぼ同様な作用を有する。This embodiment has two small diameter water rods 31 as well as the embodiment shown in FIG.
This is the case when applied to the method used herein. In this embodiment, the intervening member insertion fuel rods p are also arranged near the center axis of the control rod, and the intervening member insertion fuel rods p are 14 pieces and the fuel rods 30 are composed of 48 pieces. Note that the length of the intervening member is 30
Cm, the uranium inventory is 1.17 pieces, 45
cm, the uranium inventory decreases by 1.75 rods, but has almost the same effect as the embodiment shown in FIG.

第８図は本発明の第６の実施例の平面図である。FIG. 8 is a plan view of a sixth embodiment of the present invention.

この実施例は第６図および第７図の実施例と同様に細径
水棒３７を２本用いる方式に適用した場合である。本実
施例では集合体の中央部分にも介在部材挿入燃料棒ｐを
団塊状に配列した場合でおり、介在部材挿入燃料棒ｐは
２１本、燃料棒３０は４１本で構成されている。なお、
介在部材の長さが３０Ｃｍとするとウランインベントリ
は１．７５本分減少するがハンドル内部でも結合／分離
作用が発生している。This embodiment is applied to a system using two small-diameter water rods 37, similar to the embodiments shown in FIGS. 6 and 7. In this embodiment, the intervening member inserted fuel rods p are arranged in a block shape in the central part of the assembly, and the intervening member inserted fuel rods p are composed of 21 pieces, and the fuel rods 30 are composed of 41 pieces. In addition,
If the length of the intervening member is 30 cm, the uranium inventory decreases by 1.75 rods, but the binding/separation action also occurs inside the handle.

本実施例は第６図および第７図の実施例よりさらに大き
な作用を有する。This embodiment has a greater effect than the embodiments shown in FIGS. 6 and 7.

第９図は本発明の第７の実施例の平面図である。FIG. 9 is a plan view of a seventh embodiment of the present invention.

この実施例は第６図および第７図の実施例と同様に細径
水棒を２本用いる方式に適用した場合でおる。本実施例
では集合体の外周部全部に介在部材挿入燃料棒ｐを対称
に配列した場合である。本実施例では介在部材挿入燃料
棒ｐは２８本、燃料棒３０は３４本で構成されており、
介在部材挿入燃料棒ｐの本数が多いので、介在部材の長
さが３０Ｃｍとするとウランインベントリは２．３３本
分減少する。したがって、介在部材の長さをやや短かめ
にしてυ０２インベン１〜りの低減で不利にならないよ
うにする必要がある。なお、本実施例は大きな結合／分
離作用を発生する。すなわち、炉停止中は制御棒に面す
るｐ燃料の作用は他のｐ燃料より小さくなるが、対称配
置のため高出力運転時の特性がよい。This embodiment is applied to a system using two small-diameter water rods, similar to the embodiments shown in FIGS. 6 and 7. In this embodiment, the intervening member insertion fuel rods p are arranged symmetrically around the entire outer periphery of the assembly. In this embodiment, there are 28 intervening member insertion fuel rods p and 34 fuel rods 30.
Since the number of intervening member inserted fuel rods p is large, if the length of the intervening member is 30 cm, the uranium inventory decreases by 2.33 fuel rods. Therefore, it is necessary to make the length of the intervening member a little short so that the reduction in υ02inben1~ does not become disadvantageous. Note that this embodiment produces a large coupling/separation effect. That is, during reactor shutdown, the action of the p-fuel facing the control rods is smaller than that of other p-fuels, but the symmetrical arrangement provides good characteristics during high-output operation.

第１０図は本発明の第８の実施例の平面図である。FIG. 10 is a plan view of an eighth embodiment of the present invention.

この実施例は中央の燃料セル４本分の太径水棒３８を用
た場合であり、介在部材挿入燃料棒ｐは１６本。This embodiment is a case where large-diameter water rods 38 for four central fuel cells are used, and the number of intervening member inserted fuel rods p is 16.

燃料棒３０は４４本で構成されている。介在部材の艮ざ
が３０Ｃｍとするとウランインベントリは１，３３本分
減少する。第６図、第７図の実施例と類似の作用効果が
生じる。The fuel rods 30 are composed of 44 pieces. If the width of the intervening member is 30 cm, the uranium inventory will decrease by 1.33 pieces. Effects similar to those of the embodiments shown in FIGS. 6 and 7 are produced.

第１１図は本発明の第９の実施例の平面図である。FIG. 11 is a plan view of a ninth embodiment of the present invention.

この実施例は第６図の実施例の中央の燃料セル４本分の
方形水棒３９を用いた場合とほぼ同じであり、介在部材
挿入燃料棒ｐは１６本、燃料棒３０は４／１本で構成さ
れている。介在部材の長さが３０Ｃｍとするとウランイ
ンベントリは１．３３本分減少する。第１０図の実施例
とほぼ同じ作用効果が生じる。This embodiment is almost the same as the embodiment shown in FIG. 6, in which square water rods 39 for four central fuel cells are used, and the number of intervening member insertion fuel rods p is 16, and the number of fuel rods 30 is 4/1. Consists of books. If the length of the intervening member is 30 cm, the uranium inventory will decrease by 1.33 pieces. Almost the same effect as the embodiment shown in FIG. 10 is produced.

第１２図は本発明の第１０の実施例の平面図である。FIG. 12 is a plan view of a tenth embodiment of the present invention.

この実施例では燃料セルが１１行１１列で構成され、中
央に燃料セル９本分の太径水棒４０を用いている。In this embodiment, the fuel cells are arranged in 11 rows and 11 columns, and a large diameter water rod 40 for nine fuel cells is used in the center.

介在部材挿入燃料棒ｐが十字型制御棒を挿抜しない面に
２１本、同制御棒中心軸に面して１本合計２２水、燃料
棒３０が９０本で構成されている。介在部材の長さが３
０Ｃｍとするとウランインベントリは１．８３本分減少
する。There are 21 intervening member insertion fuel rods p on the side where the cross-shaped control rod is not inserted and removed, and one on the side facing the central axis of the control rod for a total of 22 pieces, and 90 fuel rods 30. The length of the intervening member is 3
If it is 0Cm, the uranium inventory will decrease by 1.83 pieces.

第１３図は本発明の第１１の実施例の平面図である。FIG. 13 is a plan view of an eleventh embodiment of the present invention.

この実施例は燃料セルが１１行１１列で構成された第１
２図の実施例の変形例である。中央に燃料セル９本分の
方形水棒４１を用い、介在部材挿入燃料棒ｐｈ〜２２本
、燃料棒３０が９０本で構成されている。第１２図の実
施例とほぼ同じ作用効果が生じる。In this embodiment, the fuel cells are arranged in 11 rows and 11 columns.
This is a modification of the embodiment shown in FIG. 2. A rectangular water rod 41 corresponding to nine fuel cells is used in the center, and the number of fuel rods 30 is 90, with 22 intervening member insertion fuel rods ph. Almost the same effect as the embodiment shown in FIG. 12 is produced.

第１４図は本発明の第１２の実施例の平面図である。FIG. 14 is a plan view of a twelfth embodiment of the present invention.

この実施例は中央に燃料セル５本分の方形水棒４２を燃
料バンドルに対して４５度に配置し、ざらに介在部材挿
入燃料棒ｐを１５本、介在部材挿入燃料棒ｐ１を１０本
、介在部材挿入燃料棒ｐ２を１本を用い、燃料棒ｐ１を
十字型に配置して、燃料バンドル内を４つのサブ領域（
サブバンドル）としており、さらに、十字型制御棒に面
しない２面にｐ燃料を配置している。燃料棒３０は４８
本で構成されている。ｐ燃料のみの作用だけでなく中央
十字型の介在部材挿入燃料棒ｐ１の介在部材挿入高さで
はサブ領域間の距離を大きく取れるので、高温の実効増
倍率ｈｏｔ　　ｋｅｆｆを高める効果と、低温の実効増
倍率ｃｏｌｄ　　’ＫｅＨを大巾に下げる効果（炉停止
余裕大）を有する。また、介在部材挿入燃料棒ｐ。In this embodiment, rectangular water rods 42 for five fuel cells are arranged in the center at 45 degrees with respect to the fuel bundle, roughly 15 intervening member insertion fuel rods p, 10 intervening member insertion fuel rods p1, Using one intervening member insertion fuel rod p2, the fuel rods p1 are arranged in a cross shape, and the inside of the fuel bundle is divided into four sub-regions (
Furthermore, P fuel is placed on the two sides that do not face the cross-shaped control rods. Fuel rod 30 is 48
Consists of books. In addition to the effect of p-fuel alone, the distance between the sub-regions can be increased at the height of the intervening member insertion of the central cross-shaped intervening member insertion fuel rod p1, which has the effect of increasing the effective multiplication factor hot keff at high temperatures and the effective It has the effect of significantly lowering the multiplication factor cold 'KeH (large margin for reactor shutdown). Also, an intervening member insertion fuel rod p.

ｐｌ　、ｐ２の介在部材の長さを比較的短くしても大き
な効果を有する。介在部材の長さが３０Ｃｍとするとウ
ランインベントリは２．３３本分減少する。Even if the lengths of the intervening members pl and p2 are made relatively short, there is a great effect. If the length of the intervening member is 30 cm, the uranium inventory will decrease by 2.33 pieces.

第１５図は本発明の第１３の実施例の平面図でおる。FIG. 15 is a plan view of a thirteenth embodiment of the present invention.

この実施例は中央に燃料セル５本分の方形水棒３２を燃
料バンドルに対して４５度に配置し、かつ全体を９ケの
サブ領域４３で構成されており、各サブ領ｌｌ１４３間
にはやや広い間隙４４が設けられている。介在部材挿入
燃料棒ｐを制御棒に面しない２面に１５本と制御棒中心
軸に面して１本配置している。燃料棒３０は６０本で構
成されている。介在部材の長さが３０Ｃｍとするとウラ
ンインベントリは１．３３本分減少する。この実施例で
も高温の実効増倍率ｈｏｔｋｅｆｆを高める効果と、低
温の実効増倍率ｃｏｌｄｋｅｆｆを下げる効果（炉停止
余裕大）を有するが前記実施例よりはやや小さい。In this embodiment, a rectangular water rod 32 for five fuel cells is arranged in the center at 45 degrees with respect to the fuel bundle, and the whole is composed of nine sub-regions 43, with a space between each sub-region 143. A slightly wider gap 44 is provided. Fifteen intervening member inserted fuel rods p are arranged on two sides not facing the control rod, and one intervening member insertion fuel rod p faces the control rod central axis. The fuel rods 30 are composed of 60 pieces. If the length of the intervening member is 30 cm, the uranium inventory will decrease by 1.33 pieces. This embodiment also has the effect of increasing the effective multiplication factor hotkeff at high temperature and the effect of lowering the effective multiplication factor coldkeff at low temperature (large margin for reactor shutdown), but it is slightly smaller than the previous embodiment.

第１６図は本発明の第１４の実施例の平面図である。FIG. 16 is a plan view of a fourteenth embodiment of the present invention.

この実施例は第１５図の実施例の変形例であり、中央に
前記実施例より大きい方形水棒４５を配置するとともに
この方形水棒４５に面する位置にそれぞれ１本の燃料棒
３０をさらに追加配置したものである。This embodiment is a modification of the embodiment shown in FIG. 15, in which a rectangular water rod 45 larger than that of the previous embodiment is arranged in the center, and one fuel rod 30 is further placed in each position facing the rectangular water rod 45. This is an additional arrangement.

したがって、介在部材挿入燃料棒ｐは１７水、介在部材
挿入燃料棒ｐ２は１本、燃料棒３０は５８本で構成され
ている。中央の方形水棒４５を大きくしているので、炉
停止余裕か前記実施例より大である。Therefore, there are 17 intervening member insertion fuel rods p, one intervening member insertion fuel rod p2, and 58 fuel rods 30. Since the central rectangular water rod 45 is made larger, the reactor shutdown margin is greater than in the previous embodiment.

第１７図は本発明の第１５の実施例の平面図である。FIG. 17 is a plan view of a fifteenth embodiment of the present invention.

この実施例は第１４図の実施例の変形例であり、太径水
棒４６と十字状広本ギｉツブ４７を燃料バンドルに対し
てオフセットされており、集合体外周の水ギヤツプ幅が
異なる炉心（ＢＷＲ−Ｄ格子と呼ばれている）には本実
施例が効果的に適用できる。This embodiment is a modification of the embodiment shown in FIG. 14, in which the large-diameter water rod 46 and the cross-shaped wide gear 47 are offset with respect to the fuel bundle, and the water gap width on the outer periphery of the assembly is different. This embodiment can be effectively applied to a reactor core (called a BWR-D lattice).

このような炉心では十字形制御棒は図の左上側にその中
央タイロッドが配置される構成が好適である。つまり、
水ギャップが広い側に多くの燃料棒を配置する。介在部
材挿入燃料棒ｐは１７本、介在部材挿入燃料棒ｐ２は１
本、燃料棒３０は５９本で構成されている。In such a core, it is preferable that the cruciform control rod has its central tie rod located on the upper left side of the figure. In other words,
Place more fuel rods on the side with the widest water gap. There are 17 intervening member insertion fuel rods p, and 1 intervening member insertion fuel rod p2.
The fuel rods 30 are composed of 59 pieces.

第１８図は本発明の第１６の実施例の平面図て市る。FIG. 18 shows a plan view of a sixteenth embodiment of the present invention.

この実施例は４つのサブバンドル４８を設け、各サブバ
ンドル相互間の十字状間隙４９を非沸騰減速材水領域と
し、制御棒に而しない水ギャップに而して１５本のｐ燃
料と、制御棒中心軸に而して１本のｐ２燃料を配置して
いる。燃″１１捧３０は４８本で構成されている。この
実施例では高温の実効増倍率を高める効果と、低温の実
効増倍率を下げる効果（炉停止余裕大）を有する。This embodiment has four sub-bundles 48, with a cross-shaped gap 49 between each sub-bundle serving as a non-boiling moderator water region, and 15 lines of p-fuel and control rods in the water gap not connected to the control rods. One p2 fuel is placed around the center axis of the rod. The fuel rod 11 30 is composed of 48 pieces.This embodiment has the effect of increasing the effective multiplication factor at high temperatures and the effect of lowering the effective multiplication factor at low temperatures (large margin for reactor shutdown).

第１９図は本発明の第１７の実施例の平面図である。FIG. 19 is a plan view of a seventeenth embodiment of the present invention.

この実施例は全体を９ケのサブバンドル５０で構成され
ており、各サブバンドル５０はそれぞれ９本の燃料棒３
０からなり、各サブバンドル５０間にはやや広い間隙５
１が設けられている。制御棒に面しない水ギャップに面
して１７本のｐ燃料と、制御棒中心軸に面して１本の在
部材挿入燃料棒ｐ２が挿入されているが、この他にこの
燃料集合体の中央にあるサブバンドルはすべて介在部材
挿入燃料棒ｐ１であるから介在部材挿入燃料棒ｐは１７
本、ｐｌは９本、ｐｌは１本の合計２７本、燃料棒３０
は５４本で構成されている。この実施例では高温の実効
増倍率を高める効果と、低温の実効増倍率を下げる効果
（炉停止余裕大）を有する。This embodiment is constructed entirely of nine sub-bundles 50, each sub-bundle 50 having nine fuel rods 3.
0, and there is a slightly wide gap 5 between each sub-bundle 50.
1 is provided. Seventeen P fuels are inserted facing the water gap that does not face the control rods, and one fuel rod P2 is inserted facing the control rod central axis, but in addition to these, there are Since all the sub-bundles in the center have intervening member insertion fuel rods p1, the intervening member insertion fuel rods p are 17.
Book, 9 PL, 1 PL, total 27, 30 fuel rods
consists of 54 pieces. This embodiment has the effect of increasing the effective multiplication factor at high temperatures and the effect of lowering the effective multiplication factor at low temperatures (large margin for reactor shutdown).

第２０図は本発明の第１８の実施例の平面図である。FIG. 20 is a plan view of the eighteenth embodiment of the present invention.

この実施例は全体を９ケのサブバンドル５２で構成して
いるが、中央部には燃料棒５本分に相当する太水捧５３
を配置するとともにコーナ燃料を取り除いてチャンネル
の面とりを行い、また太水捧５３とサブバンドル５２と
の間の間隙部５４に燃料棒３０を配置した構成としてい
る。この配置構成は応力が低減されるので薄くできる。In this embodiment, the whole is composed of nine sub-bundles 52, but in the center there is a large water bundle 53 corresponding to five fuel rods.
At the same time, the corner fuel is removed and the channel is chamfered, and the fuel rod 30 is arranged in the gap 54 between the large water rod 53 and the sub-bundle 52. This arrangement can be made thinner because stresses are reduced.

これにより実効増倍率を上げることができるので、経済
的向上につながる。また介在部材挿入燃料棒ｐは１４本
であるので、介在部材の長さが３０Ｃｍとするとウラン
インベントリは１，１７本分、介在部材の長さが４５　
Ｃｍとするとウランインベントリは１．７５本分減少す
る。太水棒は５本分であるからこれに１．７５本分を加
えて６．７５本分のインベントリロスが生ずるが、通常
９×９型では約９本分の水棒とするので、２．２５本分
のインベントリを得している。This makes it possible to increase the effective multiplication factor, leading to economic improvement. Also, since the number of fuel rods p inserted into the intervening member is 14, if the length of the intervening member is 30 cm, the uranium inventory is equivalent to 1.17 rods, and the length of the intervening member is 45 cm.
Cm, the uranium inventory will decrease by 1.75 pieces. Since there are 5 thick water rods, 1.75 rods are added to this, resulting in an inventory loss of 6.75 rods, but normally in a 9x9 type, there are approximately 9 water rods, so 2. .25 pieces of inventory have been obtained.

第２１図は本発明の第１９の実施例の平面図である。FIG. 21 is a plan view of a nineteenth embodiment of the present invention.

燃料棒３０の配置は第１４図と基本的にはほぼ同じであ
るが、２本の太水棒５５Ａ　、　５５Ｂが図の如く配置
され、その間に介在部材挿入燃料棒ｐ１が５本配置され
ている。介在部材挿入燃料棒ｐは１７本、介在部材挿入
燃料棒ｐ２は１本であり、第１５図〜第１６図の実施例
と同様にサブバンドル５７相互間には間隙部５６が設け
られている。介在部材挿入燃料棒ｐ１に介在領域が存在
する高さでは太水棒５５Ａ。The arrangement of the fuel rods 30 is basically almost the same as in FIG. 14, but two thick water rods 55A and 55B are arranged as shown in the figure, and five intervening member insertion fuel rods p1 are arranged between them. There is. There are 17 intervening member insertion fuel rods p and one intervening member insertion fuel rod p2, and a gap 56 is provided between the subbundles 57 as in the embodiment shown in FIGS. 15 and 16. . At the height where the intervening region exists in the intervening member insertion fuel rod p1, the thick water rod 55A.

５５Ｂおよび介在部材挿入燃料棒ｐ１は広い燃料のない
空間が形成され、大ぎな炉停止余裕が生まれる。55B and the intervening member inserted fuel rod p1, a wide space without fuel is formed, and a large margin for reactor shutdown is created.

第２２図は本発明の第２０の実施例の平面図でおる。FIG. 22 is a plan view of a twentieth embodiment of the present invention.

この実施例はＰＷＲ燃料集合体に適用したものでおる。This embodiment is applied to a PWR fuel assembly.

１７Ｘ１７型の例であり、燃料棒３０．３１は２６４水
、水棒３７は２５本、外周に配置している６４本の燃お
１棒３１仝てを介在部材挿入燃料棒ｐとしている。This is an example of a 17X17 type fuel rod 30, 31 has 264 water rods, 25 water rods 37, and 64 fuel rods 31 arranged on the outer periphery are used as intervening member insertion fuel rods p.

ＰＷＲ燃利燃料体相互間には水ギャップは設けられない
ので、集合体相互間に並、Ｓ′Ｘ２列のｐ燃料列が介在
物挿入部で燃料なし部分を形成する。停止中はこの部分
の水が集合体間を隔離する作用となり、高温運転中は水
密度低下（冷態停止中の６５〜７０％）により結合作用
が高まる。ＰＷＲではボイドを生じないので、非燃料部
の間隔が広いと高温運転中でも結合作用の不足で不利と
なる。従って本実施例程度がよい。またｐ燃料列は集合
体内部に設けることもできる。介在領域の軸方向高さは
ＢＷＲと異なるが、やはり中央ないし上方が効果的（制
御棒による上側の出力低下などの影響）なことが多い。Since no water gap is provided between the PWR fuel assemblies, the p fuel rows of the S′X2 rows are aligned between the assemblies and form a fuel-free portion at the inclusion insertion portion. During shutdown, the water in this portion acts to isolate the aggregates, and during high temperature operation, the water density decreases (65 to 70% of that during cold shutdown), increasing the binding effect. Since voids do not occur in PWR, wide spacing between non-fuel portions is disadvantageous due to lack of binding effect even during high temperature operation. Therefore, this embodiment is good. The p-fuel row can also be provided inside the assembly. Although the axial height of the intervening region is different from that of BWR, the center or upper part is often effective (effects such as lower output from the upper part due to control rods).

６４本の介在部材挿入燃料棒ｐの介在部材長さを３０ｃ
ｍとすれば、５．３３本分の００２０スとなり、燃料　
２６４本では２５８．９本に減る（約２％減）が、濃縮
度を相対的に２％アップすればカバーできる。例えば３
．５ｗｔ％を３．５７ｗｔ％のＪ、うに僅かなアップで
済む。The length of the intervening member of the 64 intervening member inserted fuel rods p is 30c.
m, it will be 0020th for 5.33 trains, and the fuel
264 bottles will be reduced to 258.9 bottles (about 2% decrease), but this can be compensated for by increasing the concentration by 2%. For example 3
．． 5wt% to 3.57wt% J, a slight increase in sea urchin.

第２３図（ａ）〜（ｄ）は本発明に係るそれぞれ異なる
燃料棒の縦断面図である。FIGS. 23(a) to 23(d) are longitudinal sectional views of different fuel rods according to the present invention.

すなわち、同図（ａ）で示す燃料棒は被覆管２０内に燃
料物質を含まない領域をもち、この領域は１５〜９０Ｃ
ｍ程度とされ、グラファイト２１が挿入されている。グ
ラファイト２１は高温特性が優れており、かつ熱中性子
の吸収が少なく、減速材としての機能も有する最適な例
の一つでおる。低密度（多孔質）のＡｊ２０３　、Ｚｒ
Ｏ２等は、減速特性はｌれていないものの耐熱特性がよ
く、このような中性子吸収の少ない物質を用いることも
できる。中実のグラフフィトの代りに、中空グラファイ
ト。That is, the fuel rod shown in FIG.
m, and graphite 21 is inserted. Graphite 21 is one of the best examples as it has excellent high temperature properties, absorbs few thermal neutrons, and also functions as a moderator. Low density (porous) Aj203, Zr
Although O2 and the like have poor deceleration properties, they have good heat resistance properties, and such substances with low neutron absorption can also be used. Hollow graphite instead of solid graphite.

中空Ａ乏２０３　、ＺｒＯ２、中空天然ウラン、中空減
損ウランなどを用い、中空部をガスプレナムとして利用
してもよい。中実の天然ウラン、減損ウランなどを用い
ることもできるが、その場合本発明の特徴はやや薄めら
れるきらいがある。Hollow A-poor 203, ZrO2, hollow natural uranium, hollow depleted uranium, etc. may be used, and the hollow portion may be used as a gas plenum. Although it is also possible to use solid natural uranium, depleted uranium, etc., the features of the present invention tend to be somewhat diluted in that case.

この領域に要求される特性で最も重要な点は、サイクル
末期で熱中性子吸収率がこの領域を挟む燃料領域より小
さいことである。このグラファイト２１に隣接する燃料
物質では、２ｃｍ程度（多くても５ｃｍ）の範囲で出力
ピーク（スパイク）が生じ、燃料の健全性上不利である
ため、軸心近傍にのみ可燃性毒物を含むペレット２２が
それぞれ２ケ（約２ｃｍ）ずつ配置されている。これら
のペレット２２は外周には毒物が含まれていないため、
出力は運転ナイクル全般にわたって特に上昇することは
なく、しかも比較的変動が少ない。サイクル末期に近づ
くにつれて毒物の吸収特性が消滅し、この部分の出力が
緩やかに上昇するように設計する。The most important characteristic required for this region is that the thermal neutron absorption rate at the end of the cycle is lower than the fuel region that sandwiches this region. In the fuel material adjacent to this graphite 21, an output peak (spike) occurs in a range of about 2 cm (at most 5 cm), which is disadvantageous in terms of the health of the fuel, so pellets containing burnable poison only near the axis 22 (approximately 2 cm) each. These pellets 22 do not contain toxic substances on their outer periphery, so
The output does not particularly increase over the entire driving cycle, and there is relatively little fluctuation. The design is such that as the end of the cycle approaches, the absorption characteristics of toxic substances disappear and the output of this part gradually increases.

核***性核種濃度の低い領域（以下介在領域という）を
挟んだ水平方向の燃料領域の中性子相互作用（結合効果
）が減少し、その結果停止中の炉の未臨界度をより大ぎ
くすることが出来る。The neutron interaction (coupling effect) in the horizontal fuel region sandwiching the region with low concentration of fissile nuclides (hereinafter referred to as the intervening region) is reduced, and as a result, the subcriticality of the reactor during shutdown can be further exacerbated. I can do it.

第２３図（ｂ）に示す燃料棒と同図（ａ）の燃料棒との
遅いは、グラフフィト２１の代りに熱中性子吸収断面積
の小さいジルカロイ製の管２４を挿入した点にある。こ
の例では多くの変形が考えられる。すなわち、 （１）ガスプレナムとして利用する場合は非密１」管と
する。この場合、燃料上部のプレナムが不要または短く
できるので、細径とし、冷却材流路面積を拡大し、圧損
低減に資することができる。The difference between the fuel rod shown in FIG. 23(b) and the fuel rod shown in FIG. 23(a) is that a Zircaloy tube 24 having a small thermal neutron absorption cross section is inserted instead of the graphite 21. Many variations on this example are possible. In other words, (1) When used as a gas plenum, use non-sealed 1" pipes. In this case, the plenum above the fuel is unnecessary or can be shortened, so the diameter can be reduced, the coolant flow path area can be expanded, and pressure loss can be reduced.

（２）ｚｒＨ２（ジルコニウムハイトライ！〜、水素化
ジルコニウム等と呼ぶ）を高密度充填する場合ではＺｒ
Ｈ２は正確にはＺｒＨｘ　（０＜ｘく２＞と占くべきで
、Ｘが大きい捏水発明の目的には望ましいが、Ｘが大き
くなると脆くなり易いので一般には管に密封しておくの
が望ましい。管内には比較的小ざな空隙を、ＺｒＨ２か
ら僅かに放出されるト１２のガスプレナムとして使うた
めに設ける。(2) When packing ZrH2 (zirconium high try!~, zirconium hydride, etc.) at high density, Zr
To be precise, H2 should be interpreted as ZrHx (0<x×2>), which is desirable for the purpose of water-sprinkling inventions where X is large, but as X becomes large, it tends to become brittle, so it is generally best to seal it in a tube. Desirably, a relatively small air gap is provided within the tube to serve as a gas plenum for the slight release of ZrH2.

（３）Ｂｅ、ＢｅＯは毒性があるので、管に入れるのが
好適である。Ｂｅも中性子との反応でＨｅガスを発生す
るので、小さなＨｅガス用プレナム（間隙）を設ける。(3) Since Be and BeO are toxic, it is preferable to put them in a tube. Since Be also generates He gas by reaction with neutrons, a small plenum (gap) for He gas is provided.

ジルカロイ製管２４と燃料ペレット２３との間には小さ
な断熱材ペレット２５．Ａｌ２Ｏ３、Ｚｒ０ｚ　。A small heat insulating material pellet 25 is placed between the Zircaloy tube 24 and the fuel pellet 23. Al2O3, Zr0z.

Ｙｂ２０３−　Ｈｆ　０２　、減損ウラン笠を介在させ
て燃料健全性の向上を図っている。断熱材ペレツ！−２
５は熱中性子吸収特性が運転サイクル末期において小さ
いものが望ましい。従って可燃性毒物を添加したＡで２
０３−Ｇｄ２Ｏ３、減損ウランＵＯ２−Ｇｄｚ　０３ペ
レツトのようなものが好適である。ジルカロイ製管２４
の軸方向に隣接する燃料ペレットでは、その端面から２
ｃｍ程度（長くて５ｃｍ程度）までは可燃性毒物を入れ
たペレット２２を配置するのが好適である。Yb203-Hf 02 and a depleted uranium cap are interposed to improve fuel integrity. Insulation pellets! -2
No. 5 preferably has a low thermal neutron absorption characteristic at the end of the operating cycle. Therefore, in A with burnable poison added, 2
03-Gd2O3, depleted uranium UO2-Gdz 03 pellets are preferred. Zircaloy pipe 24
For fuel pellets adjacent in the axial direction of
It is preferable to arrange the pellets 22 containing the burnable poison up to a length of about 5 cm (about 5 cm at most).

第２３図（ｂ）では細径Ｇｄペレットを挿入した燃料ペ
レット２２を示しているが、ペレット全体にＧｄを混入
してもよく、同図（ａ）および同図（Ｃ）に示す燃料棒
についても同様にペレット全体にＧｄを混入してもよい
。Although FIG. 23(b) shows the fuel pellet 22 in which a small-diameter Gd pellet is inserted, Gd may be mixed into the entire pellet, and the fuel rods shown in FIG. 23(a) and FIG. 23(C) Similarly, Gd may be mixed into the entire pellet.

第２３図（Ｃ）に示す燃料棒と同図（ｂ）の燃料棒との
違いは水を導入する構成にしている点である。The difference between the fuel rod shown in FIG. 23(C) and the fuel rod shown in FIG. 23(b) is that they are configured to introduce water.

すなわち、同図（ｂ）の燃料棒のジルカロイ製管がおる
部分の被覆管２０に通水孔２６を上下に設けるとともに
この通水孔２６の上下にそれぞれ中間プラグ２７と断熱
材ペレット２５を配置し、ざらに上方と下方に可燃性毒
物を入れたペレット２２を設けてから上下それぞれに燃
料ベレット２３を配置したことである。That is, water holes 26 are provided above and below in the cladding tube 20 of the fuel rod in the portion where the Zircaloy tubes are inserted, as shown in FIG. However, pellets 22 containing burnable poison are provided roughly above and below, and then fuel pellets 23 are placed above and below, respectively.

第２３図（ｄ）に示す燃料棒と同図（ａ）の燃料棒との
違いはグラフ１イト（Ａｆｚ　０３　、ＺｒＯ２。The difference between the fuel rod shown in FIG. 23(d) and the fuel rod shown in FIG. 23(a) is graph 1 (Afz 03 , ZrO2).

Ａｆ２０３−ＺｒＯ２などでもよい）に可燃性毒物を添
加した介在層２８を設けた点である。この実施例による
と、燃料に可燃性毒物を入れないので、製造上のメリッ
トが生じる。The difference is that the intervening layer 28 is formed by adding a burnable poison to Af203-ZrO2, etc.). This embodiment provides manufacturing advantages because no burnable poison is added to the fuel.

［発明の効果コ 以上説明したように、本発明によれば以下に記載したよ
うな効果を秦する。[Effects of the Invention] As explained above, the present invention provides the following effects.

（１）原子炉停止時は水温も低くく水の密度が高いので
、熱中性子の拡散距離は小ざいが、本発明の燃料集合体
によると、原子炉停止時は核***性物質濃度の低い領域
（介在領域）を挟んで水平方向の燃料領域の中性子相互
作用（結合効果）が減少し、その結果停止中の炉の未臨
界度をより大きくすることができる。(1) When the reactor is shut down, the water temperature is low and the water density is high, so the diffusion distance of thermal neutrons is small; however, according to the fuel assembly of the present invention, when the reactor is shut down, the concentration of fissile material is low. The neutron interaction (coupling effect) in the horizontal fuel region across the (intervening region) is reduced, and as a result, the degree of subcriticality of the reactor during shutdown can be increased.

（２）高温運転時は、水の平均密度が大幅に低下するの
で、熱中性子拡散距離が大幅（２〜３倍）に延びる。そ
の結果、介在領域を挟んだ結合効果が向上し、実効増倍
率は核***性物質濃度が著しく減少した領域があるにも
かかわらず、かえって増大させることさえできる。すな
わち、介在領域の導入により有利にすることができる。(2) During high-temperature operation, the average density of water is significantly reduced, so the thermal neutron diffusion distance is significantly extended (2 to 3 times). As a result, the coupling effect across the intervening regions is improved, and the effective multiplication factor can even be increased even though there are regions where the fissile material concentration is significantly reduced. That is, the introduction of the intervening region can be advantageous.

（３）＊発明では、介在＠滅またはそれに軸方向に隣接
する燃料の限られた部分に可燃性毒物が効果的に配置さ
れるので、局所的な出力ピーク（出力スパイク）は発生
せず、従って燃料の健全性が保たれる。(3) *In the invention, the burnable poison is effectively placed in a limited portion of the fuel axially adjacent to or intervening, so local power peaks (power spikes) do not occur; Therefore, the integrity of the fuel is maintained.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第１図（ａ）および（ｂ）は本発明の一実施例の概略縦
断面図および平面図、第２図（ａ）および（ｂ）は本発
明の燃料集合体を沸騰水型原子炉に適用した概略断面図
および炉心軸方向のボイド割合と未臨界度分布を示した
図、第３図は本発明の詳細な説明するための図、第４図
〜第２２図はいずれも本発明の各異なる実施例の平面図
、第２３図（ａ）〜（ｄ）は本発明に係るそれぞれ異な
る燃料棒の縦断面図、第２４図（ａ）と（ｂ）はそれぞ
れ従来の燃料集合体の斜視図と燃′Ｆ４集合体を構成す
る燃料棒の概略縦断面図、第２５図は第２４図の燃料集
合体の横断面図、第２６図〜第２８図はいずれも従来の
燃Ａ′＋１集合体の横断面図である。 ３０・・・燃お１棒 ３１・・・介在部材挿入燃料棒ｐ、　ｐＩ　、　ｐ２・
３２．３７〜４２．４５．４６．５３．５５Ａ　、　５
５Ｂ・・・水棒３３・・・チャンネルボックス ３４・・・上部タイプレート ３５・・・下部タイプレート ３６・・・介在部材 ４３、４８．５０．５２．５７・・・サブバンドル／１
７．４９・・・十字状間隙 ４４、５１．５４．５６・・・間隙 （８７３３）代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ほか　
１名） 第　　１　図 ％＜Ａｊ÷２．、プ％　（ｕｒ） （Ｃ） 第　８　図 第　９　図 第　１０　図 第　１１　図 Ｎ　■２　図 第　Ｉ３　図 ○　０）　　−ｔ　　Ｎｌ’Ｖ”＊ 第　２２　融 （ａ）　　　　　（ｂ）　　　　　（ｃ）　　　　　　
（ｄ）第２３図 第　２６図 第２７図 第２８図FIGS. 1(a) and (b) are schematic vertical cross-sectional views and plan views of one embodiment of the present invention, and FIGS. 2(a) and (b) show the fuel assembly of the present invention used in a boiling water reactor. Figure 3 is a diagram for explaining the present invention in detail, and Figures 4 to 22 are diagrams showing the applied schematic cross-sectional view and the void ratio and subcriticality distribution in the axial direction of the core. 23(a) to 23(d) are longitudinal cross-sectional views of different fuel rods according to the present invention, and FIG. 24(a) and (b) are respectively plan views of the conventional fuel assembly. A perspective view and a schematic vertical cross-sectional view of the fuel rods constituting the fuel assembly F4, FIG. 25 is a cross-sectional view of the fuel assembly shown in FIG. 24, and FIGS. FIG. 3 is a cross-sectional view of the +1 aggregate. 30...1 fuel rod 31...intervening member insertion fuel rod p, pI, p2.
32.37-42.45.46.53.55A, 5
5B...Water rod 33...Channel box 34...Upper tie plate 35...Lower tie plate 36...Intervening member 43, 48.50.52.57...Sub bundle/1
7.49...Cross-shaped gap 44, 51.54.56...Gap (8733) Agent Patent attorney Yoshiaki Inomata (and others)
1 person) Figure 1 %<Aj÷2. , % (ur) (C) Fig. 8 Fig. 9 Fig. 10 Fig. 11 Fig. N ■2 Fig. I3 Fig. ○ 0) -t Nl'V"* 22nd Melt (a) (b) (c)
(d) Figure 23 Figure 26 Figure 27 Figure 28

Claims (5)

【特許請求の範囲】[Claims] （１）金属製被覆管内部に核燃料物質を充填した多数の
燃料棒を規則正しく配列して構成した燃料集合体におい
て、一部の燃料棒は核***性核種濃度を大幅に低下させ
た一定の長さの介在部材を前記金属製被覆管内に挿入す
るとともに当該介在部材の長さが原子炉出力運転中にお
ける熱中性子拡散距離またはそれ以上とし、かつその介
在部材の燃料棒内の軸方向挿入位置を原子炉運転期間内
で原子炉停止余裕がきびしくなる時点において未臨界度
が浅くなる部位を含む位置とされた介在部材挿入燃料棒
とし、前記介在部材挿入燃料棒を前記燃料集合体の少な
くとも外周部に配置したことを特徴とする燃料集合体。(1) In a fuel assembly constructed by regularly arranging a large number of fuel rods filled with nuclear fuel material inside a metal cladding tube, some of the fuel rods have a certain length that significantly reduces the concentration of fissile nuclides. An intervening member is inserted into the metal cladding tube, and the length of the intervening member is equal to or longer than the thermal neutron diffusion distance during reactor power operation, and the axial insertion position of the intervening member within the fuel rod is an atomic The interposed member inserted fuel rod is located at a position including a portion where subcriticality becomes shallow at a time when the reactor shutdown margin becomes tight during the reactor operation period, and the interposed member inserted fuel rod is placed at least in the outer peripheral portion of the fuel assembly. A fuel assembly characterized in that: （２）前記介在部材挿入長さが燃料集合体の軸方向発熱
部分の長さの１／３以下であり、その位置が発熱部下端
から１／２以上の軸方向位置であることを特徴とする特
許請求の範囲第１項記載の燃料集合体。(2) The insertion length of the intervening member is 1/3 or less of the length of the axial heat generating portion of the fuel assembly, and the position thereof is 1/2 or more of the axial position from the lower end of the heat generating part. A fuel assembly according to claim 1. （３）前記介在部材挿入燃料棒の大部分は十字型制御棒
を挿抜しない水ギャップに面した燃料集合体の外周部に
配列したことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の
燃料集合体。(3) A fuel assembly according to claim 1, characterized in that most of the intervening member inserted fuel rods are arranged on the outer periphery of the fuel assembly facing a water gap in which no cross-shaped control rods are inserted or removed. body. （４）制御棒が棒状の吸収要素をクラスタ状にまとめて
分散的に燃料集合体の内部で挿抜する方式の燃料集合体
では、集合体の外周部にほぼ対称となるごとく前記介在
物挿入燃料棒の大部分を配したことを特徴とする特許請
求の範囲第１項記載の燃料集合体。(4) In a fuel assembly in which the control rod collects rod-shaped absorption elements into a cluster and inserts and removes them inside the fuel assembly in a decentralized manner, the inclusion-inserted fuel is inserted almost symmetrically around the outer circumference of the assembly. The fuel assembly according to claim 1, characterized in that most of the rods are arranged. （５）介在部材挿入領域にガスプレナムを設けた介在部
材挿入燃料棒は、その頂部のガスプレナム部を縮小もし
くは削除し、それに対応して外径を細径化もしくは取り
除き（バニッシング化し）、冷却材通路面積を拡大する
構成としたことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載
の燃料集合体。(5) For intervening member insertion fuel rods with a gas plenum provided in the intervening member insertion region, the gas plenum at the top is reduced or deleted, the outer diameter is correspondingly reduced or removed (vanishing), and the coolant passage is The fuel assembly according to claim 1, characterized in that the fuel assembly is configured to increase the area.