JPS59102188A - Fuel assembly - Google Patents
Fuel assemblyInfo
- Publication number
- JPS59102188A JPS59102188A JP57212683A JP21268382A JPS59102188A JP S59102188 A JPS59102188 A JP S59102188A JP 57212683 A JP57212683 A JP 57212683A JP 21268382 A JP21268382 A JP 21268382A JP S59102188 A JPS59102188 A JP S59102188A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- fuel assembly
- core
- reactor
- burnable poison
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.
Description
【発明の詳細な説明】
（産業上の利用分野）
本発明は、沸騰水型原子炉等に用いられる燃料集合体に
関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION (Field of Industrial Application) The present invention relates to a fuel assembly used in boiling water nuclear reactors and the like.
（発明の技術的背景）
沸騰水型原子炉の燃料集合体は、複数本の燃料棒から構
成されている。第１図に示すように燃料棒１は、その外
側をジルコニウム合金からなる燃料被覆管２によって覆
われている。燃料被覆管２の上端と下端は上部端栓３ま
たは下部端栓４によって密封されている。燃料被覆管２
の内部には、酸化ウラン等の粉末を焼結した短円柱状の
燃料ペレット５が多数装填されている。第２図は燃料集
合体の断面構造を表わしたものである。チャンネルボッ
クス６内には、６２本の燃料棒１と２本のウォターロツ
ド７が８行８列の格子状に配列されている。ウオターロ
ツド７内には比較的低い温度の軽水が流されており、チ
ャンネルボックス６内の軽水８の沸騰時においても、中
性子に対する減速効果を確保している。なおチャンネル
ボックス６内における燃料棒１およびウオターロツド７
の本数は原子炉によって異なり、これらの値に限定され
るものではない。(Technical Background of the Invention) A fuel assembly of a boiling water nuclear reactor is composed of a plurality of fuel rods. As shown in FIG. 1, a fuel rod 1 is covered on the outside with a fuel cladding tube 2 made of a zirconium alloy. The upper and lower ends of the fuel cladding tube 2 are sealed by an upper end plug 3 or a lower end plug 4. Fuel cladding tube 2
Inside, a large number of short cylindrical fuel pellets 5 made of sintered powder of uranium oxide or the like are loaded. FIG. 2 shows the cross-sectional structure of the fuel assembly. Inside the channel box 6, 62 fuel rods 1 and two water rods 7 are arranged in a grid of 8 rows and 8 columns. Light water at a relatively low temperature flows through the water rod 7, ensuring a moderating effect on neutrons even when the light water 8 in the channel box 6 boils. In addition, the fuel rod 1 and water rod 7 in the channel box 6
The number of reactors varies depending on the reactor and is not limited to these values.
さて燃料棒１の各々の燃料ペレット５を形成する燃料物
質すなわちウラ、ンは、核***物質であるウラン２３５
を濃縮したものが使用されている。Now, the fuel material that forms the fuel pellets 5 of each fuel rod 1 is uranium-235, which is a fissile material.
A concentrated product is used.
ウラン２３５の濃縮度は、第３図に示す如く、燃料集合
体の高さ方向に一様に例えば約３．０重量％となってい
る。このように燃料物質の濃縮度を高めているのは、炉
心内で燃料集合体が長時間に渡って燃焼できるように大
きな反応度を確保するためである。ところで第４図の線
分Ａは、この燃料物質の燃焼度と無限増倍率との関係を
表わしたものである。この図から了解されるように、無
限増倍率は燃焼の進行に伴って直線的に減少する。As shown in FIG. 3, the enrichment degree of uranium 235 is uniformly about 3.0% by weight in the height direction of the fuel assembly. The reason for increasing the enrichment of the fuel material in this way is to ensure a high reactivity so that the fuel assembly can burn for a long time in the reactor core. By the way, line segment A in FIG. 4 represents the relationship between the burnup of this fuel material and the infinite multiplication factor. As understood from this figure, the infinite multiplication factor decreases linearly as combustion progresses.
従って燃料物質の濃縮度を高めた状態で燃焼の末期にお
いても無限増倍率を１．０以上に保とうとすると、燃焼
の初期において無限増倍率が過大となる。すなわち燃焼
の初期の段階では、原子炉の停止に必要な停止余裕が得
られなくなってしまう。Therefore, if an attempt is made to maintain the infinite multiplication factor at 1.0 or more even in the final stage of combustion while increasing the enrichment of the fuel substance, the infinite multiplication factor becomes excessive in the early stage of combustion. That is, in the initial stage of combustion, the shutdown margin necessary for shutting down the reactor cannot be obtained.
このような矛盾を解決するために、第２図に示した燃料
集合体の１体につき６〜８本程度の燃料棒１には、燃料
ペレットの幾つかにガドリニア（Ｇｄ２０３）等の可燃
性毒物が含有されＣいる。In order to solve this contradiction, some of the fuel pellets in each of the fuel rods 1, which are about 6 to 8 in each fuel assembly shown in FIG. It contains C.
ガドリニアは中性子を吸収する能力を備えているが、中
性子の照射を受けるに従いこの中性子吸収能力が低下す
るという性質をもっている。このため第４図の線分Ｂで
示すように、ガドリニア入りの燃料ペレットを用いた場
合には、燃焼初期における無限増倍率が低下し、必要な
炉停止余裕が得られることになる。また無限増倍率が低
下する燃焼末期では、カドリニアの中性子吸収能力が十
分低下するので無限増倍率に恕影響を与えることがない
。このようにガドリニア人燃料ベレットを装填した燃料
棒は、燃焼期間中における無限増倍率を平均化ターる役
割をもっている。Gadolinia has the ability to absorb neutrons, but this neutron absorption ability decreases as it is exposed to neutron irradiation. For this reason, as shown by line segment B in FIG. 4, when fuel pellets containing gadolinia are used, the infinite multiplication factor at the initial stage of combustion decreases, and the necessary reactor shutdown margin is obtained. In addition, in the final stage of combustion when the infinite multiplication factor decreases, the neutron absorption capacity of the quadrinia is sufficiently reduced, so that the infinite multiplication factor is not adversely affected. In this way, the fuel rods loaded with Gadolinian fuel pellets have the role of averaging out the infinite multiplication factor during the combustion period.
第５図は従来用いられた燃料集合体におけるガドリニア
人燃料ペレットを装填した燃料棒の分布を表わしたもの
である。同図における線分Ｃ１は、最も基本的な燃料集
合体の場合を示しており、ガドリニア人燃料ベレットを
装填した燃料棒は炉心部の高さに関係なく均一な本数（
７本）となっている。ところがこのような分布では、サ
イクル末期においても炉心上部にガドリニアが残存する
ことになる。これはこの部分で燃料物質の反応度が低い
ことによるものである。この結果、炉心上部ではサイク
ル末期に□おいてもガドリニアの中性子吸収能力が活発
であり、この部分における反応度損失が犬ぎくなるとい
う問題がある。FIG. 5 shows the distribution of fuel rods loaded with Gadolinian fuel pellets in a conventionally used fuel assembly. Line segment C1 in the same figure shows the case of the most basic fuel assembly, in which the number of fuel rods loaded with Gadolinian fuel pellets is uniform regardless of the height of the reactor core (
7). However, with this distribution, gadolinia remains in the upper part of the core even at the end of the cycle. This is due to the low reactivity of the fuel material in this area. As a result, in the upper part of the core, the neutron absorption ability of gadolinia is active even at the end of the cycle, and there is a problem that the reactivity loss in this part becomes severe.
同図に示す線分Ｃ２はこのような不具合を解消するもの
として用いられた燃料集合体におけるガドリニア人燃料
棒の分布を表わしている。この燃料集合体では、炉心部
の上半分において、ガドリニア人燃料ペレットを装填し
た燃料棒の本数を減少させ、サイクル末期における炉心
上部の反応度損失を防止している。従来ではこのような
燃料集合体を用いると、燃料交換から次の燃料交換まで
の間の燃焼期間、づ−なりち１サイクル中に、ガドリニ
アをほぼ完全に燃焼させることができた。A line segment C2 shown in the figure represents the distribution of Gadolinian fuel rods in a fuel assembly used to eliminate such a problem. In this fuel assembly, the number of fuel rods loaded with Gadolinian fuel pellets is reduced in the upper half of the core to prevent reactivity loss in the upper part of the core at the end of the cycle. Conventionally, when such a fuel assembly is used, gadolinia can be almost completely combusted during one cycle, which is the combustion period between one fuel change and the next fuel change.
（背景技術の問題点）
ところで原子力発電プラントの稼動率の向上や燃料経済
性の向上を計るためには、運転サイクル長さを長期化す
ることが有効である。サイクル長さを長くするためには
、燃料集合体の燃料物質であるウラン２３５の温縮度を
高める必要がある。(Problems with Background Art) By the way, in order to improve the operating rate and fuel economy of nuclear power plants, it is effective to lengthen the operating cycle length. In order to increase the cycle length, it is necessary to increase the temperature of uranium-235, which is the fuel material of the fuel assembly.
しかしながら既に説明したように、ウラン２３５の濃縮
度を従来のものよりも高めようとすると、無限増倍率が
再び過大となる。従って必要な炉停止余裕を確保しよう
とすると、燃料集合体内により条間の可燃性毒物を含有
させる必要が生じる。However, as already explained, if an attempt is made to enrich uranium-235 higher than the conventional one, the infinite multiplication factor becomes excessive again. Therefore, in order to secure the necessary reactor shutdown margin, it becomes necessary to contain burnable poisons between the rows within the fuel assembly.
ところが可燃性毒物の含有量を増加させると、従来の燃
料集合体でばサイクル末期に再び可燃性毒物が残存して
しまうという事態を発生させる。これによりサイクル末
期にお（プる反応度損失が大きくなると、サイクル長さ
を結果的に長期化することができす、原子炉の稼動率や
燃料の経済性を低下させる等の不具合を生じさせる。However, when the content of burnable poison is increased, a situation arises in which burnable poison remains again at the end of the cycle in conventional fuel assemblies. As a result, if the reactivity loss increases at the end of the cycle, the cycle length can be extended as a result, causing problems such as lowering the reactor operating rate and fuel economy. .
（発明の目的）
本発明はこのような事情に鑑み、燃料物質の濃縮度を高
めても原子炉の停止に必要な炉停止余裕を確保でき、し
かも原子炉の稼動率や燃料の経済性を損うことのない燃
料集合体を提供することをその目的とする。(Objective of the Invention) In view of the above circumstances, the present invention has been developed to ensure the reactor shutdown margin necessary for shutting down the reactor even if the enrichment level of the fuel material is increased, and to improve the reactor operating rate and fuel economy. Its purpose is to provide a fuel assembly that will not be damaged.
（発明の概要〉
本発明では燃料集合体−の上部の一部区域に、燃料集合
体の下部よりもガドリニア等の可燃性毒物を含有する燃
料ペレットの装填率を高くした可燃性毒物高装填率領域
を形成する。この可燃性毒物高装填率領域は、この領域
を形成しない燃料集合体を装荷した場合の炉心にお（プ
る、冷態時の炉心高さ方向の中性子束分布が最も高くな
る位置を含む領域に位置させることが好ましいが、この
近傍の領域であっても良い。このように可燃性毒物高装
填率領域を設定すると、この高装填率領域によって炉停
止余裕を確保することができる。また上部におりるこの
領域以外の部分では可燃性毒物の装填率が低いため、サ
イクル末期において可燃性毒物の残存量を小さくでき、
反応度損失を生じさせることがない。従って原子炉の稼
動率や燃料の経済性が損われることがない。(Summary of the Invention) In the present invention, the fuel pellets containing burnable poison such as gadolinia are loaded in a part of the upper part of the fuel assembly at a higher loading rate than in the lower part of the fuel assembly. This region with high burnable poison loading rate is the region where the neutron flux distribution in the height direction of the core in a cold state is the highest when the core is loaded with fuel assemblies that do not form this region. It is preferable to locate the reactor in an area that includes the position, but it may also be in the area near this area.If the burnable poison high loading rate area is set in this way, the reactor shutdown margin can be secured by this high loading rate area. In addition, since the loading rate of burnable poison is low in areas other than this area at the top, the amount of burnable poison remaining at the end of the cycle can be reduced.
No reactivity loss occurs. Therefore, the reactor's operating efficiency and fuel economy are not impaired.
以下実施例につき本発明の詳細な説明する。The present invention will be described in detail with reference to Examples below.
（実施例）
第６図は本実施例の燃料集合体におけるガドリニア人燃
料ペレットを装填した燃料棒の分布を表わしたものであ
る。燃料集合体は第２図に示したように、チャンネルボ
ックス６内に６２本の燃料棒と２本のウォターロッドを
８行８列の格子状に配列したものである。この実施例の
燃料集合体では、その有効長さの１９／２４から２１／
２４までの範囲が可燃性毒物高装填率領域を形成してい
る。この領域ではガドリニア人燃料ペレットを装填した
燃料棒の本数は１０本である。これは燃料集合体の下部
すなわち燃料集合体の下端からその有効良さの１１／２
４までの範囲における前記燃料棒の本数である８本を２
本上回っている。燃料集合体の上部における可燃性毒物
高装填率領域以外の領域、すなわち燃料集合体の有効長
さの１１／２４から１９／２４までおよび２１／２４か
ら上端までの範囲では、前記燃料棒の本数は７本であり
、最も低い本数となっている。なお、ガドリニア人燃料
ペレット中におけるガドリニア濃度は、有効長さの１１
／２４以下の範囲で５．０重量％のものが使用され、有
効長さの１１／２４以上の範囲では、４．０重量％のも
のが使用されている。また、燃料集合７体のウラン２３
５の淵縮度分イ［は、燃料集合体の高さ方向に一様であ
り、その平均濃縮度は約３．３重量％である。(Example) FIG. 6 shows the distribution of fuel rods loaded with Gadolinian fuel pellets in the fuel assembly of this example. As shown in FIG. 2, the fuel assembly has 62 fuel rods and 2 water rods arranged in a grid of 8 rows and 8 columns in a channel box 6. The fuel assembly of this example has a length of 19/24 to 21/2 of its effective length.
The range up to 24 forms the burnable poison high loading rate region. The number of fuel rods loaded with Gadolinian fuel pellets in this area is 10. This is 11/2 of its effective height from the bottom of the fuel assembly, i.e. from the bottom end of the fuel assembly.
8, which is the number of fuel rods in the range up to 4, is 2
It's better than my book. In areas other than the burnable poison high loading rate area in the upper part of the fuel assembly, that is, in the range from 11/24 to 19/24 and from 21/24 to the upper end of the effective length of the fuel assembly, the number of fuel rods is This number is 7, which is the lowest number. In addition, the gadolinia concentration in the gadolinian fuel pellet is 11 of the effective length.
5.0% by weight is used in the range of /24 or less, and 4.0% by weight is used in the range of 11/24 or more of the effective length. In addition, uranium-23 in seven fuel assemblies
5 is uniform in the height direction of the fuel assembly, and its average enrichment is about 3.3% by weight.
以上のごとく構成された本実施例の燃料集合体では、そ
の上端部およびその近傍を除く上部に、他の部分よりガ
ドリニア人燃料ベレットの装填率を高くした可燃性毎物
高装填率領域を形成している。このため冷態時の炉心の
過剰な反応度を効率良く抑制することが可能であり、必
要な炉停止余裕を確保することかできる。この理由を以
下に述べる。In the fuel assembly of this embodiment configured as described above, a high combustible material loading rate area is formed in the upper part except for the upper end and the vicinity thereof, where the loading rate of Gadolinian fuel pellets is higher than in other parts. are doing. Therefore, it is possible to efficiently suppress the excessive reactivity of the reactor core in a cold state, and the necessary reactor shutdown margin can be secured. The reason for this will be explained below.
一般に、沸騰水型原子炉では、炉心内において、冷ん］
材である軽水がボイドを発生しておりボイド分布を形成
している。ボイド率は、炉心上部はど大きいため、炉心
上部では中性子の減速が悪く、燃料物質の中性子との反
応率が低い。このため炉心上部はど、未燃焼の燃料物質
の存在率が高い。In general, in a boiling water reactor, the reactor core is cooled down.
The light water that is the material generates voids, forming a void distribution. Since the void fraction is large in the upper part of the core, the moderation of neutrons is poor in the upper part of the core, and the reaction rate with neutrons of fuel material is low. For this reason, there is a high proportion of unburned fuel material in the upper part of the core.
またボイド率の高い領域はど、核***性物質であるプル
トニウム２３９の蓄積量が大きい。この結果、ボイド発
生が無くなる原子炉の冷態時に【よ、炉心上部の反応度
が過剰に高くなり、炉停止余？谷を厳しくする原因とな
る。従って実施例の燃料集合体では、炉心上部の反応度
が過剰に高くなるのを抑制するために、この炉心上部に
可燃性毒物高装填率領域を形成し、炉停止余裕を効率よ
く確保している。In addition, regions with high void ratios have a large amount of accumulated plutonium-239, a fissile material. As a result, when the reactor is cold and no voids occur, the reactivity in the upper part of the core becomes excessively high, causing the reactor to shut down. This causes the valley to become severe. Therefore, in the fuel assembly of the example, in order to suppress the reactivity in the upper part of the core from becoming excessively high, a region with a high loading rate of burnable poison is formed in the upper part of the core to efficiently secure reactor shutdown margin. There is.
次に従来の設計思想に基づく燃料集合体と比較しながら
本実施例の燃料集合体の効果を説明する。Next, the effects of the fuel assembly of this embodiment will be explained while comparing it with a fuel assembly based on a conventional design concept.
第７図は、比較を行おうとする従来型の燃料集合体にお
けるガドリニア人燃料ペレットを装填した燃料棒の本数
の分布を示す。この燃料集合イ本で（よ、ガドリニア人
燃料ペレットを装填した燃料棒の本数は、燃料集合体の
高さ方向に一様であり、その本数は８本である。またガ
ドリニアペレット中のガドリニア濃度は、有効長さの１
１／２４以下の範囲で５．０重端％のものが使用され、
有効長さの１１／２４以上の範囲では、４．０重量％の
ものが使用されている。またこの従来型の燃料集合体に
おけるウラン２３５の濃縮度分布は、本発明の実施例の
ものと等しく、燃料集合体の高さ方向に一様であり、そ
の平均、濃縮度は約３．３重量％である。FIG. 7 shows the distribution of the number of fuel rods loaded with Gadolinian fuel pellets in a conventional fuel assembly to be compared. In this fuel assembly, the number of fuel rods loaded with gadolinia fuel pellets is uniform in the height direction of the fuel assembly, and the number is 8. Also, the gadolinia concentration in the gadolinia pellets is the effective length 1
5.0 heavy end% is used in the range of 1/24 or less,
In the range of 11/24 or more of the effective length, 4.0% by weight is used. Further, the enrichment distribution of uranium-235 in this conventional fuel assembly is the same as that of the embodiment of the present invention, and is uniform in the height direction of the fuel assembly, and the average enrichment is about 3.3. Weight%.
第８図は本発明の実施例と従来型の双方の燃料集合体に
ついて、冷態時における炉心高さ方向の中性子束分布を
表わしたものである。このうち線分Ｃ３は本発明の実施
例における燃料集合体を炉心に装荷した場合を表わした
ものであり、線分Ｃ４は前記した従来型の燃料集合体を
炉心に装荷した場合を表わしたものである。これらの線
分Ｃ３、Ｃ４で表わされるように、炉心の冷態時には炉
心上部の反応度が過剰に高くなる結果、中性子束分布は
上方に大きくシフトしている。このシフトの度合は、従
来型の燃料集合体の方が著しい。この従来型の燃料集合
体では、炉心上部全体に下部と同数の８本のガドリニア
人燃料ペレットを装填した燃料棒を使用しており、これ
により炉停止余裕を満たしている。しかしながら燃料集
合体の上端部およびこの近傍では、中性子束密度が相対
的に低くなっているので、サイクル末期においてこれら
の部分でガドリニアが残存し、反応度損失が人きくなる
。FIG. 8 shows the neutron flux distribution in the core height direction in the cold state for both the fuel assemblies of the embodiment of the present invention and the conventional type. Of these, line segment C3 represents the case where the fuel assembly according to the embodiment of the present invention is loaded into the reactor core, and line segment C4 represents the case where the conventional fuel assembly described above is loaded into the reactor core. It is. As represented by these line segments C3 and C4, when the core is cold, the reactivity in the upper part of the core becomes excessively high, and as a result, the neutron flux distribution is significantly shifted upward. The degree of this shift is more significant in conventional fuel assemblies. This conventional fuel assembly uses fuel rods loaded with eight Gadolinian fuel pellets throughout the upper part of the reactor core, the same number as the lower part, to meet reactor shutdown margin. However, since the neutron flux density is relatively low at and near the upper end of the fuel assembly, gadolinia remains in these parts at the end of the cycle, resulting in significant reactivity loss.
これに対して本実施例の燃料集合体では、炉心上部で平
均的には従来型の燃料集合体よりも、ガドリニア入燃料
ペレツ１〜を装填した燃料棒の本数を減らし、サイクル
末期でのガドリニアの残存による反応度損失を無くすよ
うに工夫している。更に、冷態時において中性子束密度
が最も高くなる炉心上部、すなわち炉心の有効長さの１
９／２４から２１／２４の範囲に可燃性毒物高装填率領
域を形成している。このため炉心上部の反応度を効率良
く抑制し、炉停止余裕を確保づることかできる。On the other hand, in the fuel assembly of this example, the number of fuel rods loaded with gadolinia-containing fuel pellets 1 to 1 is reduced on average in the upper part of the core than in the conventional fuel assembly, and the gadolinia-containing fuel pellets at the end of the cycle are Efforts have been made to eliminate reactivity loss due to residual . Furthermore, the upper part of the core, where the neutron flux density is highest in the cold state, that is, 1 part of the effective length of the core.
A high loading rate region of burnable poison was formed in the range from 9/24 to 21/24. Therefore, it is possible to efficiently suppress the reactivity in the upper part of the reactor core and secure margin for reactor shutdown.
第９図は炉停止余裕度の改善の度合を示したものである
。この図は燃料集合体を燃料交換バッチサイズが約３．
４の炉心に装荷した場合のものである。３つの線分Ｃ５
〜Ｃ７は、可燃性毒物高装填率領域の長さをそれぞれ異
ならせた場合を示しており、このうち線分Ｃ５は燃料集
合体の有効長の１／２４、線分Ｃ６は２／２４、また線
分Ｃ７は３／２４にそれぞれ相当する。前記した実施例
の燃料集合体は、線分０．６におけるガドリニアノ、燃
料棒が１０本の場合であり、図中にＱ印で示した点がこ
れを表わしている。この実施例の場合には、炉停止余裕
の改善度【よ約０．４％Δにであることがわかる。FIG. 9 shows the degree of improvement in reactor shutdown margin. This figure shows a fuel assembly with a refueling batch size of approximately 3.
This is the case when loaded into the core of No. 4. three line segments C5
~C7 shows cases where the lengths of the burnable poison high loading rate regions are made different, among which line segment C5 is 1/24 of the effective length of the fuel assembly, line segment C6 is 2/24, Moreover, the line segment C7 corresponds to 3/24. The fuel assembly of the above-mentioned embodiment has a line segment of 0.6 and has 10 fuel rods, which is represented by the point Q in the figure. In the case of this example, it can be seen that the degree of improvement in reactor shutdown margin is approximately 0.4%Δ.
この第９図にも示したように、炉停止余裕を改善するた
めには、可燃性毒物高装填率領域の長さと、その領域に
おけるカドリニア人燃料棒の本数を適当に変え、組み合
わせることによっても可能である。As shown in Figure 9, in order to improve the margin for reactor shutdown, it is possible to appropriately change and combine the length of the burnable poison high loading rate region and the number of Quadrinian fuel rods in that region. It is possible.
また可燃性毒物高装填率領域は、冷態時における炉心高
さ方向の中性子束分布の最も高くなる領域を会む位置に
ある必要はなく、これを除外した上ト両側あるいは片側
に位置しても良い。更に燃料集合体高さ方向のガドリニ
ア人燃料棒の分布やウラン２３５の濃縮度分布は、実施
例のものに限定されないことも当然である。In addition, the burnable poison high loading rate area does not need to be located at a position that meets the area where the neutron flux distribution in the height direction of the reactor core is highest in a cold state, but may be located on both sides or one side of the top excluding this area. Also good. Furthermore, it goes without saying that the distribution of Gadolinian fuel rods and the enrichment distribution of uranium-235 in the height direction of the fuel assembly are not limited to those in the example.
また本発明で（ま燃料物質として濃縮ウランを用いたが
、これに限るものではない。例えば核***物質であるプ
ル１ヘニウム２３９に天然ウランを混合した燃料物質が
開発されているが、このようなものにも本発明の適用が
可能である。Furthermore, although enriched uranium is used as the fuel material in the present invention, it is not limited to this. For example, fuel materials have been developed in which natural uranium is mixed with plu-1henium-239, which is a fissile material. The present invention can also be applied to objects.
（発明の効果）
以上説明したように本発明では、可燃性毒物を含有する
燃料ペレットの装填率を燃料集合体の下部におけるより
も燃料集合体の上部の一部領域で高くなるようにした。(Effects of the Invention) As described above, in the present invention, the loading rate of fuel pellets containing burnable poison is higher in a partial region of the upper part of the fuel assembly than in the lower part of the fuel assembly.
従って濃縮度の高し＼燃料物質であっても冷態時におい
て炉心の上部の反応度が過剰に高くなることがなく、炉
停止余裕の改善が♂１れる。また炉心上部全体に、余剰
な可燃性毒物を配しないため、サイクル末期における可
燃性毒物の残存が少なく、反応度損失を生じな（Ａ０従
ってサイクル長さが短くなることによる原子炉の稼動率
や燃料経済性の低下等の不具合が生じな（Ｘ。Therefore, even if the fuel material is highly enriched, the reactivity in the upper part of the core will not become excessively high in the cold state, and the reactor shutdown margin will be improved. In addition, because excess burnable poison is not placed in the entire upper part of the reactor core, there is little burnable poison remaining at the end of the cycle, and there is no reactivity loss (A0, therefore, the reactor operating rate due to shorter cycle length No problems such as a decrease in fuel economy will occur (X.
第１図は燃料棒の一部断面図、第２図は燃料集合体の横
断面図、第３図は′従来用いられたウラン２３５のｍ縮
度の分布を表わす線図、第４図は燃焼度と無限増倍率と
の関係を表わす線図、第５図は従来用いられた燃料集合
体におけるガドリニア入燃わ１ベレツトを装填した燃料
棒の高さ方向の分布を示す線図、第６図は本発明の一実
施例における燃料集合体についてガドリニア人燃料ペレ
ットを装填した燃料棒の高さ方向の分布を示す線図、第
７図はこの実施例と比較するために従来の設計思想で設
計された燃料集合体におけるガドリニア入燃料ベレッ１
−を装填した燃料棒の高さ方向の分布を示す線図、第８
図は第６図および第７図に示した両燃料集合体について
冷態時の中性子束分布を対比させた線図、第９図は本発
明の燃料集合体による炉停止余裕の改善の度合を示ず線
図である。
１・・・・・・燃料棒
５・・・・・・燃料ベレット
出 願 人 日本原子力事業株式会社代 理
人 弁理士 山 内 梅 雄第
／ 図
第２図
第３図
ウラレ２北の濃縮度（”１０）
第 ５ 図
ｆＪｌ−！！ワニア入樒旧詞一本嬰に
第６図
刀旨ノニＺ入紫降本歓（本）
第 ７図
ガ円Ｊニア入燃料枠０本数００
第Ｓ図
中１’ｌＥ手東密度（相か匍）
第ｑノ
ガドリニアンＪ雪鱗の本数（本）Fig. 1 is a partial cross-sectional view of a fuel rod, Fig. 2 is a cross-sectional view of a fuel assembly, Fig. 3 is a diagram showing the distribution of the degree of contraction in m of uranium-235 used conventionally, and Fig. 4 is a cross-sectional view of a fuel rod. Figure 5 is a diagram showing the relationship between burnup and infinite multiplication factor; Figure 5 is a diagram showing the distribution in the height direction of fuel rods loaded with one beret of gadolinia in a conventionally used fuel assembly; The figure is a line diagram showing the distribution of fuel rods loaded with Gadolinian fuel pellets in the height direction for a fuel assembly according to an embodiment of the present invention, and Fig. 7 is a diagram showing the distribution in the height direction of fuel rods loaded with Gadolinian fuel pellets for a fuel assembly according to an embodiment of the present invention. Gadolinia-filled fuel bellet 1 in the designed fuel assembly
Diagram showing the height distribution of fuel rods loaded with -, No. 8
The figure is a diagram comparing the neutron flux distribution in the cold state for both fuel assemblies shown in Figures 6 and 7, and Figure 9 shows the degree of improvement in reactor shutdown margin by the fuel assembly of the present invention. It is a line diagram (not shown). 1...Fuel rod 5...Fuel pellet Applicant: Japan Atomic Energy Agency, Inc.
People Patent Attorney Yudai Ume Yamauchi
/ Fig. 2 Fig. 3 Concentration level of Urare 2 north (10) Fig. 5 fJl-!! Figure 7 Gaen J Near Input Fuel Frame 0 Number 00 Figure S 1'lE Teto Density (Aikaku) No. q Noga Dolinian J Snow Scale Number (pieces)
Claims (1)
部分よりも高くした可燃性毒物高装填率領域を、上部の
一部区域に形成したことを特徴とする燃料集合体。− ２、可燃性毒物高装填率領域が上端部を除いた上部に形
成されてい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。 ３、可燃性毒物高装填率領域がこの領域を形成しない燃
料集合体を装荷した炉心で冷態時における炉心高さ方向
の中性子束分布が最も高くなる位置を含む区域に形成さ
れてい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。[Scope of Claims] 1. A fuel characterized by forming a burnable poison high loading rate area in a part of the upper area in which the loading rate of fuel pellets containing burnable poison is higher than in other parts. Aggregation. -2. The fuel assembly according to claim 1, wherein the burnable poison high loading rate region is formed in the upper part excluding the upper end. 3. It is confirmed that the burnable poison high loading rate area is formed in the area including the position where the neutron flux distribution in the height direction of the core in the cold state is the highest in the core loaded with fuel assemblies that do not form this area. A fuel assembly according to claim 1, characterized in that:
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57212683A JPS59102188A (en) | 1982-12-06 | 1982-12-06 | Fuel assembly |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57212683A JPS59102188A (en) | 1982-12-06 | 1982-12-06 | Fuel assembly |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59102188A true JPS59102188A (en) | 1984-06-13 |
Family
ID=16626681
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57212683A Pending JPS59102188A (en) | 1982-12-06 | 1982-12-06 | Fuel assembly |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59102188A (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS618696A (en) * | 1984-06-22 | 1986-01-16 | 株式会社日立製作所 | Fuel aggregate for boiling type reactor |
| JPS6193984A (en) * | 1984-10-15 | 1986-05-12 | 株式会社日立製作所 | Fuel aggregate |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS54121389A (en) * | 1978-03-13 | 1979-09-20 | Hitachi Ltd | Fuel assembly |
| JPS5522118A (en) * | 1978-08-04 | 1980-02-16 | Tokyo Shibaura Electric Co | Fuel assembly |
| JPS5594183A (en) * | 1979-01-10 | 1980-07-17 | Tokyo Shibaura Electric Co | Fuel assembly |
| JPS58179391A (en) * | 1982-03-22 | 1983-10-20 | ゼネラル・エレクトリツク・カンパニイ | Fuel flux having enrichment devided axially |
| JPS58179392A (en) * | 1982-03-22 | 1983-10-20 | ゼネラル・エレクトリツク・カンパニイ | Burnable absorber arranging fuel assembly |
-
1982
- 1982-12-06 JP JP57212683A patent/JPS59102188A/en active Pending
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS54121389A (en) * | 1978-03-13 | 1979-09-20 | Hitachi Ltd | Fuel assembly |
| JPS5522118A (en) * | 1978-08-04 | 1980-02-16 | Tokyo Shibaura Electric Co | Fuel assembly |
| JPS5594183A (en) * | 1979-01-10 | 1980-07-17 | Tokyo Shibaura Electric Co | Fuel assembly |
| JPS58179391A (en) * | 1982-03-22 | 1983-10-20 | ゼネラル・エレクトリツク・カンパニイ | Fuel flux having enrichment devided axially |
| JPS58179392A (en) * | 1982-03-22 | 1983-10-20 | ゼネラル・エレクトリツク・カンパニイ | Burnable absorber arranging fuel assembly |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS618696A (en) * | 1984-06-22 | 1986-01-16 | 株式会社日立製作所 | Fuel aggregate for boiling type reactor |
| JPS6193984A (en) * | 1984-10-15 | 1986-05-12 | 株式会社日立製作所 | Fuel aggregate |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPH0536757B2 (en) | ||
| JPS59102188A (en) | Fuel assembly | |
| JPS59147295A (en) | Fuel assembly | |
| JPS60201284A (en) | Fuel aggregate | |
| JP2966877B2 (en) | Fuel assembly | |
| JPS5950387A (en) | Fuel assembly | |
| JPS60238784A (en) | Fuel aggregate | |
| JPS61147183A (en) | Fuel aggregate | |
| JPH0555836B2 (en) | ||
| JPS6361990A (en) | Fuel aggregate | |
| JPH04265896A (en) | Fuel assembly | |
| JPS63127190A (en) | Nuclear reactor fuel aggregate | |
| JP3441149B2 (en) | Reactor core | |
| JP2963712B2 (en) | Fuel assembly for boiling water reactor | |
| JPS63121789A (en) | Nuclear reactor initial charging core | |
| JPS5826292A (en) | Fuel assembly | |
| JPS61134691A (en) | Nuclear fuel aggregate | |
| JP3596831B2 (en) | Boiling water reactor core | |
| JPS60205281A (en) | Fuel aggregate for boiling-water type reactor | |
| JPS6184591A (en) | Fuel aggregate | |
| JPS60242391A (en) | Fuel aggregate | |
| JPH026786A (en) | Fuel rod and fuel assembly for boiling water reactor | |
| JPS62261988A (en) | Boilint water type reactor | |
| JPH0557557B2 (en) | ||
| JPH04122888A (en) | Fuel assembly and core of nuclear reactor |