JPS61240193A - Fuel aggregate and nuclear reactor - Google Patents

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】[Detailed description of the invention]

［発明の利用分野］ 本発明は、燃料集合体および、この燃料集合体を炉心に
装荷した原子炉に関する。 ［発明の目的］ 本発明は、燃料経済性の向上をはかった燃料集合体及び
原子炉を提供することにある。 ［発明の概要］ 上記の目的を達成することにより１本発明の燃料集合体
及び本原子炉は、従来燃料とほぼ同じ平均濃縮度で、従
来よりも約１０％多くのエネルギーを取出すことができ
る。これにより発電費と低減できるとともに使用済燃料
発生量や、再処理量を低減できる。 本発明の燃料集合体及び原子炉では、上記の目的である
燃料経済性向上をはかるために、以下の手法を用いた。 １、Ｉｔｉ料集金集 合体明の燃料集合体は、以下に示す（１）、（２）及び
（３）の概念を用いている。 （１）３領域の濃縮ウラン領域の軸方向濃縮度分布− 炉心の軸方向での上下端部あるいは半径方向での周辺部
では、出力が低く逆に軸方向あるいは半径方向の中央部
付近では出力が高くなる。前者の低出力部のＵ−２３５
の量を減らして後者の高出力部のＵ−２３５を増すこと
により、中性子の利用率を向上させることができる。こ
のようなＵ−２３５の分布によって出力ビーキングが増
加することになり、いわば出力ビーキングの余裕を燃料
経済性にふり向けることが可能になる０本方法を活用す
るためには出力ビーキングの余裕が必要である０本発明
の燃料集合体は、その出力ビーキングの余裕を、軸方向
の濃縮度分布を用いて軸方向の出力分布を平坦化するこ
とによって得ている。すなわち、本発明の燃料集合体は
。 燃料集合体の上部領域の平均濃縮度を下部領域のそれよ
りも大きくすることによって燃料集合体の軸方向の出力
分布を平坦化し、出力ビーキングを下げている。このよ
うにして、本発明の燃料集合体は、出力ビーキングの余
裕を得ている。上記の燃料集合体の軸方向の出力分布平
坦化の事例は、特公昭５８−２９８７８号公報に示され
ている０本発明の燃料集合体は、濃−縮ウランを充填し
た領域の濃縮度分布が第３図（Ａ）に示すように三領域
（すなわち一つの高濃縮度領域及び二つの低濃縮度領域
）になっている、二つの低濃縮度領域は、高濃縮度領域
を挟んでその上下に配置されている。上部の低濃縮度領
域は、後述する可燃性毒物の軸方向分布による炉停止余
裕の減少を補償するために設けられている。 本発明の燃料集合体の軸方向濃縮度分布は、後述する天
然ウラン領域を除いて三領域になっている。上下の低濃
縮度領域は１両者の濃縮度分布や平均濃縮度をできるだ
け同一にし、製造上の便宜を図ることが望しい。 本発明の燃料集合体は、出力ビーキングの余裕を利用し
た燃料経済性向上の具体策の１つとして燃料集合体の上
端部及び下端部の少なくとも一方に天然ウランブランケ
ットを設けている。効果的に燃料経済性を向上させるた
めには、天然ウランブランケットは、燃料集合体の上下
端部に設けるとよい。第３ｗＩ（Ａ）は、上下端部に天
然ウランブランケットを配置したものである。 づ 出力の低い燃料集合体の端部（例えば、上下端部）は、
濃縮ウランから天然ウランに変えて天然ウランブランケ
ットにする。端部を天然ウランブランケットにした分だ
け出力の高い軸方向の中央部の濃縮度を高める。このよ
うに構成された本発明の燃料集合体は同じ平均濃縮度で
あって軸方向の濃縮度が一様な燃料集合体に比べて反応
度利得を得ることができる。この方法は又、炉心上下端
部での中性子束を減少させることにより、炉心からの中
性子の漏れを減少させ炉心の反応度利得を得ることがで
きる。 燃料集合体の軸方向の出力ビーキングは、端部に天然ウ
ランブランケットを設けることによって大きくなる。゛
この軸方向の出力ビーキングを増大させる度合いは、前
述した軸方向の濃縮度分布による出力ビーキングの減少
量内に抑えられている。これによって、燃料集合体に課
せられた熱的な運転制限値を守って原子炉を運転するこ
とができる。 本発明の燃料集合体の軸方向出力分布を好適に平坦化で
きるのは、濃縮ウラン領域の最下部の低濃縮度領域であ
る最下部領域と濃縮ウラン領域の高濃縮度領域である中
央部領域との境界の位置を、燃料集合体の燃料物質充填
領域の下端からその燃料物質充填領域の軸方向長さの１
／３〜７／１２の範囲に配置した時である。一本発明の
燃料集合体は、濃縮ウラン領域の中央部領域より上方の
平均濃縮度が濃縮ウラン領域の最下部領域より下方の平
均濃縮度よりも大きい。 天然ウランブランケットの軸方向長さによる燃料経済性
（取出燃焼度）の改善度合を。 第１３図に示す。第１３図の（）内の分数の分子の数字
ｎ　は、燃料物質充填領域の上端部に設けられた天然ウ
ランブランケットの軸方向の長さ、すなわちノード数を
示している。燃料物質充填領域の軸方向全長が２４ノー
ドである。例えば、ｎ−＝１は、′燃料物質充填領域の
上端部にある天然ウランブランケットの軸方向長さが１
ノード、すなわち燃料物質充填領域の軸方向長さの１７
２４であることを示している。第１３図の（）内の分数
の分母の数時ｎ２は、燃料物質充填領域の下端部に設け
られた天然ウランブランケットの軸方向長さくノード数
）を示している。上下端部の天然ウランブランケットの
軸方向長さが増大する程、軸方向の出力ビーキングの増
加率が増大する。燃料経済性の改善率は、軸方向長さｌ
／２４の天然ウランブランケットを燃料物質充填領域の
上端部に設けた場合が最も大きく、次いて軸方向長さ１
／２４の天然ウランブランケットを燃料物質充填領域の
下端部に設けた場合、軸方向長さ１／１２の天然ブラン
ケットを上端部に設けた場合、軸方向長さ１／１２の天
然ウランブランケットを下端部に設けた場合の順にだん
だん低下する。燃料経済性の改善率は、燃料充填領域の
上下端部とも軸方向長さが燃料充填領域の軸方向長さの
１／１２より大きくなるとあまり増加しなくなる。従っ
て、天然ウランブランケットの長さは、燃料充填領域の
軸方向長さの１／２４〜１　／　１−２の範囲が最も燃
料経済性を改善できる。 （２）　　濃縮ウラン領域における２領域又は３領域の
軸方向可燃性毒物分布 炉心の余剰反応度を制御する可燃性毒物（例えばガドリ
ニア）は、出力の低い場所や中性子スペクトルの硬い場
所では予定した運転期間内に燃え尽きずに残留する場合
がある。 このような場合には反応度の損失を伴うため。 低出力部での可燃性毒物の残留量を減少させるようあら
かじめ低濃度にしておくことにより、反応度損失を防ぐ
ことができる。 沸騰水型軽水炉（以下ＢＷＲという）では。 炉心の上端部付近において低出力であることと蒸気泡（
ボイド）の発生量が多いことから中性子スペクトルが、
硬くなり、他の部分に比べると可燃性毒物の残留が多い
、従って、この炉心上端部付近に位置する燃料集合体の
上端部付近における軸方向単位長さ当りの可燃性毒物の
含有量を、軸方向の他の部分における軸方向単位長さ当
りのその含有量よりもあらかじめ減らしておくことによ
り、反応度利得を得て、燃料経済性を向上させることが
できる。第３図（Ｂ）に本発明の燃料集合体における軸
方向の可燃性毒物分布を示す１本発明の燃料集合体では
、濃縮ウラン領域の上端部における軸方向単位長さ当り
の可燃性毒物の含有量が、濃縮ウラン領域の他の領域の
それよりも少なくなっている１本発明の燃料集合体は、
濃縮ウラン領域にのみ可燃性毒物が混入している。 燃料集合体上端部付近における軸方向単位長さ当りの可
燃性毒物の含有量の減少は。 ＢＷＲの炉停止余裕を減少させる方向である。 すなわち炉心上端部付近の低出力部は、燃料物質（特に
核***性物質）の燃焼も他に比べ遅いことがらＵ−２３
５の燃え残りが多い上に、中性子スペクトルが硬いため
にＰｕの生成も他の部分（例えば炉心下部）に比べて即
進されるので、冷温時には中性子束がピークとなる。こ
のため、燃料集合体上端部付近における軸方向単位長さ
当りの可燃性毒物量の減少は、出力ピークが燃料集合体
め中央部あるいは下部に生ずる出力運転時の特性には影
響が少ないが、ＢＷＲの運転が停止された冷温時にはそ
の影響が強調されることとなる。 燃料集合体上端部付近の可燃性毒物量減少による炉停止
余裕の減少を補償するため、本発明の燃料集合体では、
可燃性毒物量を減少させた領域の濃縮度を低くする方法
を採用している。従って、濃縮ウラン領域で軸方向単位
長さ当りの可燃性毒物の含有量を減少させた領域と濃縮
ウラン領域の最上部の低濃縮度領域とのレベルは一致さ
せておくことが必要である。 濃縮ウラン領域上端部の軸方向単位長さ当りの可燃性毒
物の含有量の少ない領域の軸方向長さは、燃料物質充填
領域の軸方向長さの３７２４〜５／２４の範囲にするこ
とが望しい、これは、第１４図の特性から明らかである
。第１４図は可燃性毒物としてガドリニアを用いた場合
の上記可燃性毒物の低含有領域の軸方向長さと燃料経済
性改善率との関係を示したものである。この低含有領域
の軸方向長さが燃料物質充填領域の軸方向長さの３７２
４より短かくなると燃料経済性改善率が急激に低下し、
低含有領域の軸方向長さが燃料物質の軸方向長さの５７
２４より大きくなっても燃料経済性改善率がほとんど増
加しない。 従って、上記可燃性毒物の低含有領域の軸方向長さは、
前述の３／２４〜５／２４の範囲にするとよい、濃縮ウ
ラン領域の最上部の低濃縮度領域の軸方向長さも、燃料
物質充填領域の軸方向の長さの３／２４〜５／２４の範
囲にすることが望しい。 燃料集合体の軸方向の出力分布平坦化のために、軸方向
の濃縮度分布と併せて可燃性毒物を軸方向に分布させる
場合がある。可燃性毒物の分布による軸方向の出力分布
の平坦化に当っては、特公昭５８−２３９１３号公報に
示すように、燃料集合体上部の可燃性毒物の量を下部の
より減らす軸方向二頭域の可燃性毒物分布を採用するこ
とができる。この場合における本発明の燃料集合体は、
濃縮ウラン領域の上端部に軸方向単位長さ当りの可燃性
毒物の含有量を減少させた領域があるので、軸方向長さ
当りの可燃性毒物の含有量の異なる領域が天然ウランブ
ランケットを除いて軸方向に三領域存在することになる
。 （３）燃料集合体横断面における高利得型濃縮度分布 燃料集合体横断面内の中性子束分布は、ＢＷＲの場合に
水ギャップに面した最外周に配置された燃料棒で最も高
く内側の燃料棒では低くなる。したがって、燃料集合体
横断面で最外周に配置された燃料棒の平均濃縮度を燃料
集合体の平均濃縮度よりも高くすることによって、中性
子利用率を向上させ反応度利づ 得を得ることができる。 これにより出力ビーキングが増大する。この出力ビーキ
ングの増大は、前述の軸方向濃縮度分布及び軸方向可燃
性毒物分布による出力ビーキングの減少量内に抑えられ
ている。 ■、原子炉 燃料経済性の向上のみならず、広く発電コストの低減の
ために、炉心内の燃料集合体の配置として以下の手法を
用いている。 （１）炉心最外周への高燃焼度燃料集合体の装荷前述（
１項参照）の出力ビーキングの余裕を利用した燃料経済
性向上の具体策として、炉心の最外周に高燃焼度の燃料
集合体を装荷する。すなわち、出力の低い炉心最外周に
Ｕ−２３５の減った高燃焼度の燃料集合体を装荷し、Ｕ
−２３５の多い新燃料集合体及び低燃焼度の燃料集合体
を炉心中央に装荷する。 本発明の原子炉は、炉心の半径方向の最外周に高燃焼度
の燃料集合体を、炉心の中央部に低燃焼度の燃料集合体
及び新燃料集合体を配置している。これによって、新燃
料集合体を一様に分散させて配置した炉心に比べて反応
度利得を得ることができる。また、本発明の原子炉は、
炉心の最外周部での中性子束が減少できるので、炉心側
面からの中性子の漏れを減少させ炉心の反応度利得を得
ることができる。このような本発明の原子炉は、炉心半
径方向の出力ビーキングが増大する。しかし、本発明の
原子炉は、炉心内に１項で述べた燃料集合体を装荷して
いるので、前述の炉心半径方向の出力ビーキングの増加
が前述の軸方向濃縮度分布及び軸方向可燃性毒物分布に
よって生じる出力ビーキングの余裕にて補償できる。 （２）改良シャラフリング法 予定した運転期間が終ると、炉心から燃焼の進んだ燃料
集合体を取出してその後に未照射の新燃料集合体が装荷
される。この際、出力分布の平坦化等の理由から取出さ
れずに炉心内に残っている燃料集合体の位置を替える操
作（燃料シャラフリングという）を従来炉心では行って
いた。しかし、本発明の炉心では、前述した軸方向の濃
縮度分布によって出力ビーキングに余裕が生じることが
ら、燃料シャラフリングを行う必要が無い、但し、■−
（１）項で述べた炉心最外周に高燃焼度の燃料集合体を
装荷するために、さらに炉心中央の数本の制御棒のそれ
ぞれを取囲むコントロールセルに高燃焼度の燃料集合体
を装荷するために燃料シャラフリングを若干行う。 この燃料シャラフリング実施の際に移動される高燃焼度
の燃料集合体は、炉心中央に装荷されていた燃料集合体
で所定の運転期間を経過したものである。コントロール
セルは。 炉心内に挿入された原子炉出力調整用の制御棒の周囲を
取囲みしがちその制御棒に隣接する４体の燃料集合体に
て構成される。これら４体の燃料集合体は、炉心中央に
装荷されている他の燃料集合体に比べて反応度が低くな
っている。 （３）可燃性毒物含有量の異なる二種類の燃料集合体を
装荷 原子炉の運転期間が変動した場合には、当初の予定より
燃料集合体の取替体数が変わる。 運転期間の変動が大巾な場合１反応度を調節するために
燃料集合体内の可燃性毒物の含有量を設計変更する必要
が生ずることもある。 大巾な計画変更に容易に対応できるように、可燃性毒物
含有量の異る二種類の燃料集合体をあらかじめ用意して
おき、これらの燃料集合体の炉心内への装荷比率を変え
ることにより融通性を拡大できる。これらの二種類の燃
料集合体は、１項に示す各要件を満たしており、可燃性
毒物の含有量が互いに異っている。 可燃性毒物含有量の少ない燃料集合体を出力の低い炉心
周辺近くに多く配置することによって、炉心内における
可燃性毒物の残留量を減少でき１反応度利得を得ること
ができる。 しかも、原子炉の運転期間の変動の融通性が拡大する。 可燃性毒物の含有量が多い燃料集、合体は、炉心中央に
配置される。[Field of Application of the Invention] The present invention relates to a fuel assembly and a nuclear reactor in which the fuel assembly is loaded into a reactor core. [Object of the Invention] An object of the present invention is to provide a fuel assembly and a nuclear reactor that improve fuel economy. [Summary of the Invention] By achieving the above objects, the fuel assembly and nuclear reactor of the present invention can extract approximately 10% more energy than conventional fuels with approximately the same average enrichment as conventional fuels. . This can reduce power generation costs, as well as the amount of spent fuel generated and the amount of reprocessing. In the fuel assembly and nuclear reactor of the present invention, the following method was used in order to achieve the above objective of improving fuel economy. 1. Iti toll collection assembly Ming's fuel assembly uses the concepts (1), (2) and (3) shown below. (1) Axial enrichment distribution in the three enriched uranium regions - Output is low at the upper and lower ends of the core in the axial direction or at the periphery in the radial direction, and conversely, near the center in the axial or radial direction, the output is low. becomes higher. The former low output part U-235
By reducing the amount of U-235 in the latter high-power section, the utilization rate of neutrons can be improved. This kind of distribution of U-235 results in an increase in output peaking, and in order to utilize the 0-engine method, which allows the output peaking margin to be used for fuel economy, it is necessary to have an output peaking margin. The fuel assembly of the present invention obtains a margin for power peaking by flattening the power distribution in the axial direction using the enrichment distribution in the axial direction. That is, the fuel assembly of the present invention. By making the average enrichment in the upper region of the fuel assembly larger than that in the lower region, the axial power distribution of the fuel assembly is flattened and power peaking is reduced. In this way, the fuel assembly of the present invention has a margin for power peaking. An example of flattening the power distribution in the axial direction of the fuel assembly described above is shown in Japanese Patent Publication No. 58-29878. As shown in Figure 3(A), there are three regions (i.e., one high enrichment region and two low enrichment regions), and the two low enrichment regions are separated by the high enrichment region. placed above and below. The upper low enrichment area is provided to compensate for a reduction in reactor shutdown margin due to the axial distribution of burnable poisons, which will be described later. The axial enrichment distribution of the fuel assembly of the present invention has three regions excluding the natural uranium region described below. It is desirable that the upper and lower low enrichment regions have the same enrichment distribution and average enrichment as much as possible to facilitate manufacturing. In the fuel assembly of the present invention, a natural uranium blanket is provided on at least one of the upper end and the lower end of the fuel assembly as one of the specific measures for improving fuel economy by utilizing the output peaking margin. In order to effectively improve fuel economy, natural uranium blankets may be provided at the upper and lower ends of the fuel assembly. The third wI (A) has natural uranium blankets placed at the upper and lower ends. The ends of the fuel assembly with low output (for example, the upper and lower ends)
Convert enriched uranium to natural uranium to create a natural uranium blanket. By using natural uranium blankets at the ends, the enrichment level in the axial center, where output is high, is increased. The fuel assembly of the present invention configured in this manner can obtain a reactivity gain compared to a fuel assembly having the same average enrichment and uniform enrichment in the axial direction. This method also reduces neutron leakage from the core and provides core reactivity gain by reducing the neutron flux at the upper and lower ends of the core. The axial power peaking of the fuel assembly is increased by providing natural uranium blankets at the ends.゛The degree to which the output peaking in the axial direction is increased is suppressed within the amount of decrease in the output peaking due to the aforementioned concentration distribution in the axial direction. This allows the reactor to be operated while observing the thermal operating limits imposed on the fuel assembly. The axial power distribution of the fuel assembly of the present invention can be suitably flattened in the lowest region, which is a low enrichment region at the bottom of the enriched uranium region, and in the central region, which is a high enrichment region of the enriched uranium region. 1 of the axial length of the fuel material filling region from the lower end of the fuel material filling region of the fuel assembly.
When placed in the range of /3 to 7/12. In the fuel assembly of the present invention, the average enrichment above the central region of the enriched uranium region is greater than the average enrichment below the lowest region of the enriched uranium region. The degree of improvement in fuel economy (extraction burnup) depending on the axial length of the natural uranium blanket. It is shown in FIG. The number n in the numerator of the fraction in parentheses in FIG. 13 indicates the length in the axial direction of the natural uranium blanket provided at the upper end of the fuel material filling region, that is, the number of nodes. The total axial length of the fuel material filling region is 24 nodes. For example, n-=1 means that the axial length of the natural uranium blanket at the top of the fuel material filling region is 1.
17 of the axial length of the node, i.e. the fuel material filling region.
24. The number n2 in the denominator of the fraction in parentheses in FIG. 13 indicates the number of nodes in the axial length of the natural uranium blanket provided at the lower end of the fuel material filling region. As the axial length of the natural uranium blanket at the upper and lower ends increases, the rate of increase in axial power peaking increases. The improvement rate of fuel economy is determined by the axial length l
/24 natural uranium blanket provided at the upper end of the fuel material filling area is the largest, followed by the axial length of 1
/24 natural uranium blanket is provided at the lower end of the fuel material filling region, when a natural blanket with axial length 1/12 is provided at the upper end, when a natural uranium blanket with axial length 1/12 is provided at the lower end. It gradually decreases in the order in which it is installed in the lower part. The rate of improvement in fuel economy does not increase much when the axial length of both the upper and lower ends of the fuel filling region becomes larger than 1/12 of the axial length of the fuel filling region. Therefore, the fuel economy can be improved most if the length of the natural uranium blanket is in the range of 1/24 to 1/2 of the axial length of the fuel filling region. (2) Axial burnable poison distribution in two or three regions in the enriched uranium region Burnable poisons (e.g. gadolinia) that control the excess reactivity of the reactor core can be used in scheduled operations at low power locations or locations with a hard neutron spectrum. There are cases where it does not burn out and remains within the period. Because such cases involve loss of reactivity. Reactivity loss can be prevented by setting the concentration of burnable poison to a low level in advance to reduce the amount of burnable poison remaining in the low power section. In a boiling water light water reactor (hereinafter referred to as BWR). Low power near the top of the core and steam bubbles (
Due to the large amount of voids), the neutron spectrum
The content of burnable poisons per unit length in the axial direction near the upper end of the fuel assembly located near the upper end of the core is calculated as follows: By pre-reducing its content per unit axial length in other axial sections, reactivity gains can be obtained and fuel economy improved. FIG. 3(B) shows the burnable poison distribution in the axial direction in the fuel assembly of the present invention. In the fuel assembly of the present invention, the burnable poison per unit length in the axial direction at the upper end of the enriched uranium region is A fuel assembly of the present invention in which the content is lower than that in other regions of the enriched uranium region,
Burnable poisons are mixed only in the enriched uranium region. The content of burnable poison per unit length in the axial direction near the upper end of the fuel assembly is reduced. This is in the direction of reducing the BWR reactor shutdown margin. In other words, in the low-power area near the top of the core, the combustion of fuel material (especially fissile material) is slower than in other parts of the reactor, so the U-23
In addition to the large amount of unburned remains of No. 5, the neutron spectrum is hard, so the production of Pu is accelerated compared to other parts (for example, the lower part of the reactor core), so the neutron flux reaches its peak at cold temperatures. Therefore, the reduction in the amount of burnable poison per unit length in the axial direction near the upper end of the fuel assembly has little effect on the characteristics during power operation where the power peak occurs at the center or bottom of the fuel assembly. The effect is accentuated during cold temperatures when BWR operation is stopped. In order to compensate for the decrease in reactor shutdown margin due to the decrease in the amount of burnable poison near the upper end of the fuel assembly, in the fuel assembly of the present invention,
A method is adopted to lower the concentration level in areas where the amount of burnable poison is reduced. Therefore, it is necessary to keep the levels of the enriched uranium region where the burnable poison content per unit length in the axial direction is reduced and the low enrichment region at the top of the enriched uranium region to be the same. The axial length of the region with a low content of burnable poison per axial unit length of the upper end of the enriched uranium region may be in the range of 3724 to 5/24 of the axial length of the fuel material filling region. This is desirable, as is clear from the characteristics in FIG. FIG. 14 shows the relationship between the axial length of the low burnable poison content region and the fuel economy improvement rate when gadolinia is used as the burnable poison. The axial length of this low content region is 372 times the axial length of the fuel material filling region.
When it becomes shorter than 4, the fuel economy improvement rate decreases rapidly,
The axial length of the low content region is 57% of the axial length of the fuel material.
Even if it becomes larger than 24, the fuel economy improvement rate hardly increases. Therefore, the axial length of the region with low burnable poison content is:
The axial length of the low enrichment region at the top of the enriched uranium region, which is preferably in the range of 3/24 to 5/24 mentioned above, is also 3/24 to 5/24 of the axial length of the fuel material filling region. It is desirable to keep it within the range of . In order to flatten the power distribution in the axial direction of the fuel assembly, the burnable poison may be distributed in the axial direction together with the axial enrichment distribution. In order to flatten the power distribution in the axial direction due to the distribution of burnable poison, as shown in Japanese Patent Publication No. 58-23913, it is possible to reduce the amount of burnable poison in the upper part of the fuel assembly by reducing the amount of burnable poison in the lower part. The distribution of burnable poisons in the area can be adopted. In this case, the fuel assembly of the present invention is
Since there is a region at the upper end of the enriched uranium region with a reduced content of burnable poison per unit axial length, there is a region with a different content of burnable poison per axial length, except for the natural uranium blanket. Therefore, there are three regions in the axial direction. (3) High-gain enrichment distribution in the cross section of the fuel assembly In the case of BWR, the neutron flux distribution in the cross section of the fuel assembly is highest in the fuel rods located at the outermost periphery facing the water gap, and is highest in the inner fuel rods. It will be lower on the stick. Therefore, by making the average enrichment of the fuel rods arranged at the outermost periphery in the cross section of the fuel assembly higher than the average enrichment of the fuel assembly, it is possible to improve the neutron utilization rate and obtain a reactivity gain. can. This increases output peaking. This increase in output peaking is suppressed within the amount of decrease in output peaking due to the axial enrichment distribution and axial burnable poison distribution described above. (2) In order to not only improve reactor fuel economy but also broadly reduce power generation costs, the following method is used for arranging fuel assemblies within the reactor core. (1) Loading high burnup fuel assemblies to the outermost periphery of the core (as described above)
As a concrete measure to improve fuel economy by utilizing the power peaking margin (see item 1), high burnup fuel assemblies are loaded on the outermost periphery of the core. That is, a high burnup fuel assembly with reduced U-235 is loaded on the outermost periphery of the core with low output, and
A new fuel assembly with a large amount of −235 and a low burnup fuel assembly are loaded in the center of the reactor core. In the nuclear reactor of the present invention, high burnup fuel assemblies are arranged at the outermost radial circumference of the reactor core, and low burnup fuel assemblies and new fuel assemblies are arranged at the center of the reactor core. This provides a reactivity gain compared to a core in which the new fuel assemblies are uniformly distributed. Further, the nuclear reactor of the present invention has
Since the neutron flux at the outermost periphery of the core can be reduced, leakage of neutrons from the side surfaces of the core can be reduced and a reactivity gain of the core can be obtained. In such a nuclear reactor of the present invention, power peaking in the radial direction of the core increases. However, since the nuclear reactor of the present invention is loaded with the fuel assemblies described in Section 1 in the reactor core, the increase in the power peaking in the radial direction of the core is due to the increase in the axial enrichment distribution and the axial flammability. This can be compensated for by the margin of output peaking caused by the distribution of poisonous substances. (2) Modified Sharafling method When the scheduled operating period ends, the fuel assemblies with advanced combustion are removed from the reactor, and then new unirradiated fuel assemblies are loaded. At this time, for reasons such as flattening the power distribution, an operation (referred to as fuel shuffling) of changing the position of the fuel assemblies remaining in the core without being removed was performed in the conventional reactor core. However, in the core of the present invention, there is a margin for power peaking due to the axial enrichment distribution described above, so there is no need to perform fuel shoring.
In order to load high burnup fuel assemblies on the outermost periphery of the core as described in (1), high burnup fuel assemblies are also loaded in the control cells surrounding each of the several control rods in the center of the core. To do this, do some fuel sharrafling. The high burnup fuel assemblies that are moved during this fuel shuffling are fuel assemblies that were loaded in the center of the reactor core and have been in operation for a predetermined period of time. control cell. It is composed of four fuel assemblies that tend to surround a control rod inserted into the reactor core for adjusting the reactor power, and are adjacent to the control rod. These four fuel assemblies have lower reactivity than the other fuel assemblies loaded in the center of the core. (3) Loading two types of fuel assemblies with different burnable poison contents If the operating period of the reactor changes, the number of fuel assemblies to be replaced will change from the original plan. If there are wide fluctuations in the operating period, it may be necessary to change the design of the burnable poison content in the fuel assembly in order to adjust the reactivity. In order to easily respond to major plan changes, two types of fuel assemblies with different burnable poison contents are prepared in advance, and the loading ratio of these fuel assemblies into the reactor core is changed. You can expand your flexibility. These two types of fuel assemblies satisfy each of the requirements shown in Section 1 and differ in the content of burnable poisons. By arranging many fuel assemblies containing less burnable poison near the periphery of the reactor core where the output is low, the amount of burnable poison remaining in the reactor core can be reduced and a reactivity gain of 1 can be obtained. Furthermore, flexibility in changing the operating period of the nuclear reactor is expanded. The fuel assembly and coalescence containing a large amount of burnable poison are placed in the center of the reactor core.

【発明の実施例】[Embodiments of the invention]

ＢＷＲに適用する好適な一実施例である燃料集合体を、
第１図及び第２図に基づいて以下に説明する０本実施例
の燃料集合体１６は、燃料棒１７及びチャンネルボック
ス１８．及び図示されていないが、下部タイプレート、
上部タイプレート及びスペーサからなっている。燃料棒
１７の上下端部は、下部タイプレート及び上部タイプレ
ートにて保持される。スペーサは、燃料棒１７の軸方向
に幾つか配置され、燃料棒１７相互間の間隙を適切な状
態に保持している。チャンネルボックス１８は、上部タ
イプレートに取付けられ、スペーサで保持された燃料棒
１７の束の外周を取り囲んでいる。チャンネルファスナ
が、上部タイプレートに取付けられる。１９は、制御棒
である。 燃料棒１７は、図示されていないが下部端栓及び上部端
栓にて両端を密封された被覆管内に多数の燃料ペレット
を装荷したものである。燃料ペレットは、燃料物質であ
るＵＯ，にて構成され、核***性物質であるＵ２″′を
含んでいる。被覆管内のガスプレナム内に配置され、燃
料ペレットを下方に押圧している。 ＢＷＲ炉心は、燃料集合体４体に１体の割合で十字型の
制御棒１９が挿入される。この炉心には、挿入される制
御棒に面する燃料集合体の側壁側に形成亨れた水ギャッ
プの幅がその反対側にあって制御棒に面しない燃料集合
体の側壁側に形成された水ギャップの幅よりも広くなっ
ている炉心（Ｄ格子炉心）と、制御棒に面する燃料集合
体の側壁側に形成された水ギャップの幅が、その反対側
にあって制御棒に面しない燃料集合体の側壁側に形成さ
れた水ギャップの幅と等しい炉心（Ｃ格子炉心）とがあ
る。 本実施例の燃料集合体１６は５、Ｃ格子炉心に装荷され
る燃料集合体である。燃料集合体１６を構成する燃料棒
１７は、第２図に示すように燃料棒１１〜１５及びＧ１
の６種類のものがある。これらの燃料棒１１〜１５及び
Ｇ□が、第１図のようにチャンネルボックス１８内で燃
料集合体横断面に配置されている。 燃料棒１１〜１５及びＧ□は、燃料物質充填領域の上下
端部に天然ウランからなる燃料ペレットを充填した領域
（天然ウランブランケット領域）が形成される。各天然
ウランブランケットは、燃料物質充填領域の下端及び上
端からそれぞれ燃料物質充填領域の軸方向長さく以下、
燃料有効長Ｈという）の１／２４の位置までを占めてい
る０本実施例の天然ウランブランケットの軸方向長さは
、第１３図に示すように燃料経済性の改善度合いの大き
い燃料有効長Ｈの１７２４とする。燃料物質充填領域は
、燃料ペレットを充填している領域を意味する。各燃料
棒の燃料物質充填領域の軸方向の長さは等しい。 燃料棒１１〜１５及びＧユにおいて、燃料物質充填領域
の下端から燃料有効長Ｈの１／２４〜２３／２４の範囲
は、濃縮ウランが充填されている濃縮ウラン領域である
。第２図に示すように燃料棒１１，１３〜１５及びＧ１
は濃縮ウラン領域が軸方向において一様な濃縮度になっ
ており、燃料棒１２は濃縮ウラン領域が軸方向で濃縮度
の異なる三つの領域を有している。各燃料棒の濃縮ウラ
ン領域の濃縮度は、燃料棒１１で３．８重量％、燃料棒
１３で３．５重量％、燃料枠工４で３．０重量％、燃料
棒１５で１．９重量％及び燃料棒Ｇ１で３．５重量％に
なっている。燃料棒１２は、濃縮ウラン領域において、
燃料物質充填領域の下端を基点として燃料有効長Ｈの１
７２４〜８／２４の範囲の濃縮度が２．８重量％、燃料
有効長Ｈの８７２４〜２０／２４の範囲の濃縮度が３．
８重量％及び燃料有効長Ｈの２０／２４〜２３／２４の
範囲の濃縮度が２．８重量％である。燃料棒Ｇ□は、濃
縮ウラン領域の燃料ペレット内に可燃性毒物であるガド
リニアを含有している。濃縮ウラン領域の軸方向におけ
るガドリニア濃度は、燃料物質充填領域の下端を基点と
して、燃料有効長Ｈの１７２４〜２０／２４の範囲で４
．０重量％及び燃料有効長Ｈの２０／２４〜２３／２４
のＩｉ囲でづ ２．５重量％である。燃料棒１１〜１５は、ガドリニア
を含有していない。 上記の軸方向濃縮度分布を有する燃料棒１１〜１５は及
びＧ１を第１図の如く配置することによって、燃料集合
体１６の軸方向における各部の平均濃縮度分布は以下の
ようになる。燃料集合体の燃料物質充填領域の下端を基
点として、燃料有効長Ｈの１７２４〜８／２４の範囲（
濃縮ウラン領域の最上部領域）の平均濃縮度は３．１５
重量％、燃料有効長Ｈの８／２４〜２０／２４の範囲（
濃縮ウラン領域の中央部領域）の平均濃縮度は３．３５
重量％及び燃料有効長Ｈの２０／２４〜２３／２４の範
ＩＩ（濃縮ウラン領域の最下部領域）の平均濃縮度は３
．１５重量％である６燃料集合体１６において燃料物質
充填領域の上下端部に形成される天然ウランブランケッ
ト領域は０．７１重量％のＵ　２ｍ　ｍを含有している
。 本実施例の燃料集合体１６は、濃縮ウラン領域の最下部
領域の平均濃縮度を低くして濃縮ウラン領域の中央部領
域の平均濃縮度を高くし、それらの領域の間で約０．２
重量％の平均濃縮度差をつけている。 ＢＷＲでは炉心上端に行くに従って蒸気泡（ボイド）が
多いために炉心上部で中性子減速材である水の密度が低
下す葛、このため、軸方向の濃縮度分布が一様な燃料集
合体を炉心内に装荷した場合、燃料集合体下部に出力ピ
ークが生ずる下部の出力分布となる傾向がある。従って
、前述のように燃料集合体下部の濃縮度よりも燃料集合
体上部の濃縮度を高くすることによって、燃料集合体の
軸方向の出力分布を平坦化できる０本実施例の燃料集合
体１６における前述のような中央部領域と最下部領域と
の平均０．５重量％及び中央部領域と最下部領域との位
置（燃料物質充填領域下端から燃料有効長Ｈの８７２４
の位置）は、軸方向出力分布平坦化の効果が最大となる
よう選んだものである。このような選択によって得られ
た軸方向の濃縮度分布によって生じる燃料集合体１６の
出力ビーキングの余裕は、約１５％〜２０％となる。燃
料集合体１６は、その出力ビーキングの余裕を前述のＩ
　−（１）　、及び（３）項に示すような反応度利得に
振向けて燃料経済性を向上させている。 燃料集合体１６は、濃縮ウラン領域の最上部領域（＃！
料有効長Ｈの２０／２４〜２３／２４の範囲を有してい
る。この最上部領域の平均濃縮度は。 濃縮ウラン領域の最下部領域（燃料有効長Ｈの１７２４
〜８／２４の範囲）の前均濃縮度と同一である。濃縮ウ
ラン領域の最上部領域は、平均濃縮度が低くてしかも燃
料棒Ｇ□の可燃性毒物の低濃度領域に対応しており、Ｂ
ＷＲの炉停止余裕の減少を補償している。濃縮ウラン領
域の最上部領域の軸方向長さく燃料有効長Ｈの３／２４
）は、後述の可燃性毒物減少による経済的効果が農大と
なるよう決定したものである。 燃料集合体１６は、６本の燃料棒Ｇ１を有している。こ
のような燃料集合体１６は、燃料棒Ｇ１の濃縮ウラン領
域の上端部における軸方向単位長さ当りのガドリニア含
有量をそれよりも下方の領域における軸方向単位長さ当
りのガドリニア含有量よりも少なくしているので、第１
４図に示すように燃料経済性が向上する。第１４図で本
実施例と示した点が、燃料集合体１６のガドリニア低濃
度による燃料経済性の改善効果である。 燃料集合体１６は、燃料集合体の平均濃縮度よりも大き
な平均濃縮度を有する燃料棒１３を、燃料集合体横断面
の最外周に配置している。このため、燃料集合体１６は
、前述のＩ−（３）項に示す反応度利得を得ることがで
きる。 以上述べた燃料集合体１６は、燃料経済性を著しく向上
できる。燃料集合体１６は、平均濃縮度が同じである従
来の燃料集合体に比べて著しく多くのエネルギーを取出
すことができる。これによって、燃料サイクルに要する
費用を著しく低減できる。さらに、使用済燃料集合体の
発生量も著しく低減できる。 本発明の他の実施例である燃料集合体を、第４図及び第
５図に基づいて説明する８本実施例の燃料集合体２０は
、燃料集合体１６とほとんど同じ構成であり、燃料集合
体１６と同じくＣ格子炉心に装荷される燃料集合体であ
る。第５図に示す燃料棒１１〜１５は、第２図の燃料棒
と同じものである。燃料棒Ｇ２が第２図に示す燃料棒と
異っている。燃料棒Ｇ２の軸方向の濃縮度分布およびガ
ドリニア濃度分布は、前述の燃料棒Ｇ□のそれと同じで
ある。しかし、燃料棒Ｇ、、の本数が、燃料棒Ｇ１と異
っている。すなわち、燃料棒Ｇ３は、燃料物質充填領域
の下端を基点として、燃料有効長Ｈの１／２４〜２０／
２４の範囲で４．５重量％及び燃料有効長Ｈの２０／２
４〜２３／２４の範囲で３．０重量％である。燃料集合
体２ｏの燃料棒Ｇ２の本数は、燃料集合体１６の燃料棒
Ｇ１の本数よりも多い、第４図において、Ｗは、ウォー
タロッドを示している。 本実施例の燃料集合体２０も、前述の実施例と同じ効果
を得ることができる。 Ｄ格子炉心に適用される本発明の他の実施例である燃料
集合体を、第６図及び第７図に基づいて説明する６本実
施例の燃料集合体３０は、第７図に示す９種類の燃料棒
を第６図の如く燃料集合体横断面に配置したものである
。第７図に示す燃料棒１１及び１４は、第２図に示され
ている。燃料棒３２，３３．３５〜３８及びＧ１は、燃
料物質充填領域の上下端部、すなわち第２図に示す各燃
料棒と同じ軸方向の位置に天然ウランブランケットをそ
れぞれ有している。燃料棒３７，３８及びＧｓは、燃料
物質充填領域の下端を基点として。 燃料有効長Ｈの１／２４〜２３／２４の範囲の濃縮ウラ
ン領域の濃縮度が第７図に示すように２．１重量％、１
．７重量％及び２．８重量％である。これらの燃料棒の
濃縮ウラン領域の濃縮度は軸方向に一様である。燃料棒
３２，３３，３５及び３６の濃縮ウラン領域は、燃料棒
１２と同じように濃縮度が異なる三領域にわかれている
。すなわち、燃料物質充填領域の下端を基点として、燃
料有効長Ｈの１７２４〜８／２４の範囲（濃縮ウラン領
域の最下部領域）及び燃料有効長Ｈの２０７２４〜２３
／２４の範囲（濃縮ウラン領域の最上部領域）の濃縮度
は、燃料棒３２で３．３重量％、燃料棒３３で３．０重
量％、燃料棒３５で２゜５重量％及び燃料棒３６で１．
６重量％である。 また、燃料物質充填領域の下端から燃料有効長Ｈの８／
２４〜２０／２４の範囲（濃縮ウラン領域の中央部領域
）の濃縮度は、燃料棒３２，３３゜３５及び３６でそれ
ぞれ３．８重量％、３．５重量％、３．０重量％及び２
．５重量％である。 燃料集合体３０の濃縮ウラン領域における最上部及び最
下部領域の各平均濃縮度は３．０８重量％、及びその濃
縮ウラン領域における中央部領域の平均濃縮度は３．３
０重量％である。 燃料棒Ｇ３の軸方向のガドリニアの濃度分布は、燃料棒
Ｇ１と同じである。燃料棒３２，３３゜３５〜３８は、
ガドリニアを含有していない。 本実施例の燃料集合体３０は、燃料集合体１６と同じよ
うな効果を得ることができる。特に、ニー（３）項に基
づく反応度利得は、燃料集合体３０の平均濃縮度より大
きな平均濃縮度を有する燃料棒３２を、燃料集合体横断
面の最外周に配置することによって達成できる。 第８図及び第９図に示す燃料集合体４０は、Ｄ格子炉心
に適用される燃料集合体である。燃料集合体４０は、第
９図に示す８種類の燃料棒を第８図の如く配置すること
によって構成される。第９図の燃料棒１１は第２図に、
燃料棒３２，３３゜３５〜３８は第７図に示されている
。燃料棒Ｇ。 の軸方向におけるガドリニア濃度分布は、燃料棒Ｇ、の
それと同じである。燃料棒Ｇ、は、燃料棒Ｇ１と同様に
燃料物質充填領域の上下端部に天然ウランブランケット
を有しており、濃縮ウラン領域の濃縮度が３．０重量％
である。燃料集合体４０の濃縮ウランの軸方向における
平均濃縮度の分布は、第９図に示すように燃料集合体３
０のそれと同一である。 燃料集合体４０は、燃料集合体１６と同様な効果を得る
ことができる。 第１０図及び第１１図に示す燃料集合体５０はＩ−（２
）項に示す軸方向二鎖域の可燃毒物分布の実施例である
。燃料集合体５０は、第１１図に示す６種類の燃料棒を
第１０図の如く配置したちのである。第１１図の燃料棒
１１〜１５は、第２づ 図に示されている。燃料棒Ｇ５は、ガドリニア分布を除
いて燃料棒Ｇ１と同じである。すなわち。 燃料棒Ｇ５は、燃料棒Ｇ１の燃料物質充填領域の下端か
ら燃料有効長Ｈの１７２４〜２０／２４の範範囲の領域
を、燃料物質充填領域の下端から燃料有効長Ｈの８７２
４の位置でさらに二つに分け、この二つに分けた領域の
うち上部領域のガドリニア濃度を４．０重量％に、その
領域のうち下部領域のガドリニア濃度を５．０重量％に
したものである。燃料棒Ｇ、は、濃縮ウラン領域の軸方
向にガドリニア濃度の異なる三領域を有している。 燃料集合体５０は、燃料集合体１６と同じ効果を得るこ
とができる。さらに燃料集合体５０は、上記のガドリニ
ア濃度分布を有しているので、燃料集合体下部の出力を
押えて軸方向出力分布をより平坦化できる。 本発明の一実施例である沸騰水型原子炉を以下に説明す
る０本実施例の沸騰水型原子炉は、第１２図に示す炉心
６０を有している。炉心６０は。 Ｃ格子炉心である。第１２図は、炉心６０の横断面の１
／４を示している。第１２図において、正方形の一つの
升目は一体の燃料集合体を示している。前述の正方形の
升目内に記入しである１〜４の番号は、該当する燃料集
合体のＢＷＲ炉心内における滞在期間を示している。す
なわち、１はＢＷＲの運転サイクルが１サイクル目であ
る燃料集合体を、２はＢＷＲの運転サイクルが２サイク
ル目である燃料集合体を、以下、３は３サイクル目の燃
料集合体及び４は４サイクル目の燃料集合体をそれぞれ
示している。ＢＷＲの運転サイクルは、ＢＷＲの起動か
ら運転停止までの所定の期間（はぼ−年）をいう。サイ
クル数が多くなる燃料集合体程、燃焼度が高くなる。 燃料集合体６１　（１の番号が付された升目の燃料集合
体）は、新燃料集合体であり、ガドリニアを含有してい
る燃料棒の本数が多い燃料集合体２０を用いている（Ｄ
格子炉心では燃料集合体４０）、燃料集合体６４（■の
番号が付された升目の燃料集合体）は、新燃料集合体で
あり、燃料集合体６１よりガドリニアを含有している燃
料棒の本数が少ない燃料集合体１６を用いている（Ｄ格
子炉心では燃料集合体３０）。炉心６０の外周部では燃
料集合体６１及び６４のうち燃料集合体６１が多く装荷
され炉心６０の中央部では前述の二種類の燃料集合体の
うち燃料集合体６４が多く装荷されている。燃料集合体
６２は、原子炉出力調整用の制御棒が挿入されるコント
ロールセルを構成する燃料集合体である。コントロール
セルは、ＢＷＲの運転中において原子炉出力調整用の制
御棒の操作を容易にするために設けられている。燃料集
合体６２及び燃料集合体６３（■の番号が付された升目
の燃料集合体）は、３サイクルの運転サイクルを経験し
た高燃焼度の燃料集合体である。 炉心６０内の２及び３サイクル目の燃料集合体は、燃料
集合体６１及び６４の燃焼期間が経過したものであり、
ガドリニアはほぼ消失している。 高燃焼度でＵ−２３５の含有量が少ない燃料集合体６３
は、炉心６０の半径方向で最外周部に装荷されている。 Ｕ−２３５の含有量が多い燃料集合体６１及び６４は、
炉心６０の中央部に装荷されている。このような構成の
炉心６０は、ｎ　−（１）項に示す反応度利得を得るこ
とができる。 第１５図は、炉心６０の最外周部における燃料集合体６
３の装荷量と燃料経済性の改善効果との関係を示したも
のである。すなわち、第１５図は。 ４サイクル目の燃料集合体６３を炉心６０内に均一に装
荷したケースａを基準にして、燃料集合体６３を炉心６
０の最外周に一周だけ装荷したケースｂ及び燃料集合体
６３を炉心６０の最外周に二周だけ装荷したケースＣに
ついて燃料経済性の改善度合いを示したものである。炉
心６０の最外周に装荷した燃料集合体６３の列の数を多
くすると、　　　　　　　−ｔ　ｉｔ　＆ニー伴°１出
力１″！−？ｒ’、’ｆ（１）増加率“増加す６・しか
し、燃料経済性の改善度合いは、炉心６０の最外周に燃
料集合体６３を一周以上装荷してもほとんど変らない、
従って、本実施例では、ケースｂのように炉心６０の最
外周に燃料集合体６３を一周装荷した。 本実施例のＢＷＲは、炉心６０の外周部付近に。 ガドリニアを含有している燃料棒Ｇ１　　の本数の少な
い燃料集合体６１を燃料棒Ｇ２の本数の多い燃料集合体
６４に比べて多く配置しているので、■−（３）項に示
す効果を得ることができる。すなわち、ＢＷＲの運転期
間の融通性が増すとともに反応度利得を得る。 炉心６０の最外周およびコントロールセル以外は燃料シ
ャラフリングを行わないノーシャラフリング領域とする
。炉心６０の最外周及びコントロールセルに配置されて
いた燃料集合体６３及び６２は、４サイクルの運転期間
を経過した後、炉心６０から取出される。３サイクルの
運転期間を経過した燃料集合体は、炉心６０から取出さ
れて燃料集合体６２及び６３として、コントロールセル
及び炉心６０の最外周に装荷される。炉心６０から燃焼
が進んで取出された３サイクル経過の燃料集合体の位置
に未照射の新燃料集合体（燃料集合体１６及び２０）を
装荷する。従って、燃料集合体のシャラフリングを最少
にできるため、燃料交換に要する時間を短縮でき、ＢＷ
Ｒのプラントの設備利用率向上に寄与する。燃料シャラ
フリングが定検工程上のクリティカルパスとならない場
合は、当然、燃料シャラフリングによる半径方向出力分
布平坦化等のメリットを利用可能である。 前述した炉心６０を有するＢＷＲは、同一平均濃縮度を
有する燃料集合体を炉心に装荷した従来のＢＷＲに比べ
て１０％多くのエネルギーを取出することか可能である
。さらに、使用済燃料集合体の発生量が減少し、再処理
量が低減する。 ［発明の効果］ 本発明によれば、出力ビーキングの余裕を燃料経済性の
向上に利用でき、取出しエネルギーを著しく増大できる
。A fuel assembly, which is a preferred embodiment applied to BWR, is
The fuel assembly 16 of this embodiment, which will be described below with reference to FIGS. 1 and 2, includes fuel rods 17, channel boxes 18. and, although not shown, a lower tie plate,
It consists of an upper tie plate and a spacer. The upper and lower ends of the fuel rods 17 are held by a lower tie plate and an upper tie plate. Several spacers are arranged in the axial direction of the fuel rods 17 to maintain an appropriate gap between the fuel rods 17. Channel box 18 is attached to the upper tie plate and surrounds the bundle of fuel rods 17 held by spacers. Channel fasteners are attached to the upper tie plate. 19 is a control rod. Although not shown, the fuel rod 17 is a cladding tube whose both ends are sealed with a lower end plug and an upper end plug, in which a large number of fuel pellets are loaded. The fuel pellets are composed of the fuel material UO, and contain the fissile material U2''. They are placed in a gas plenum within the cladding tube and press the fuel pellets downward. The BWR core is , one cross-shaped control rod 19 is inserted into every four fuel assemblies.A water gap formed in the side wall of the fuel assembly facing the inserted control rod is inserted into the core. The width of the core is wider than the width of the water gap formed on the side wall side of the fuel assembly on the opposite side that does not face the control rods (D lattice core), and the width of the water gap on the side wall of the fuel assembly facing the control rods. There is a core (C lattice core) in which the width of the water gap formed on the side wall side is equal to the width of the water gap formed on the side wall side of the fuel assembly on the opposite side that does not face the control rods. The fuel assembly 16 of the embodiment is a fuel assembly loaded in the 5, C lattice core.The fuel rods 17 constituting the fuel assembly 16 are fuel rods 11 to 15 and G1 as shown in FIG.
There are six types. These fuel rods 11 to 15 and G□ are arranged in the cross section of the fuel assembly within the channel box 18 as shown in FIG. In each of the fuel rods 11 to 15 and G□, a region (natural uranium blanket region) filled with fuel pellets made of natural uranium is formed at the upper and lower ends of the fuel material filling region. Each natural uranium blanket has a length equal to or less than the axial length of the fuel material filling region from the lower end and the upper end of the fuel material filling region, respectively.
The axial length of the natural uranium blanket in this example, which occupies up to 1/24 of the fuel effective length H (referred to as fuel effective length H), is the fuel effective length where the degree of improvement in fuel economy is large, as shown in Fig. 13. Let it be 1724 of H. The fuel material filled area means the area filled with fuel pellets. The axial length of the fuel material filling region of each fuel rod is equal. In the fuel rods 11 to 15 and Gyu, a range from 1/24 to 23/24 of the effective fuel length H from the lower end of the fuel material filling region is an enriched uranium region filled with enriched uranium. As shown in FIG. 2, fuel rods 11, 13 to 15 and G1
The enriched uranium region has a uniform enrichment degree in the axial direction, and the fuel rod 12 has three enriched uranium regions having different enrichment degrees in the axial direction. The enrichment in the enriched uranium region of each fuel rod is 3.8% by weight for fuel rod 11, 3.5% by weight for fuel rod 13, 3.0% by weight for fuel frame 4, and 1.9% for fuel rod 15. It is 3.5% by weight and the fuel rod G1 is 3.5% by weight. The fuel rod 12 is located in the enriched uranium region.
1 of the effective fuel length H from the lower end of the fuel substance filling area
The enrichment in the range of 724 to 8/24 is 2.8% by weight, and the enrichment in the range of 8724 to 20/24 of the fuel effective length H is 3.
8% by weight and the enrichment in the range of 20/24 to 23/24 of the fuel effective length H is 2.8% by weight. The fuel rod G□ contains gadolinia, which is a burnable poison, in the fuel pellets in the enriched uranium region. The gadolinia concentration in the axial direction of the enriched uranium region is 4 in the range of 1724 to 20/24 of the fuel effective length H, starting from the lower end of the fuel material filling region.
．． 0% by weight and fuel effective length H from 20/24 to 23/24
It is 2.5% by weight in Ii. Fuel rods 11 to 15 do not contain gadolinia. By arranging the fuel rods 11 to 15 having the above-mentioned axial enrichment distribution and G1 as shown in FIG. 1, the average enrichment distribution of each part in the axial direction of the fuel assembly 16 is as follows. The range of effective fuel length H from 1724 to 8/24 (based on the lower end of the fuel material filling area of the fuel assembly)
The average enrichment of the top region of the enriched uranium region is 3.15.
Weight%, range of 8/24 to 20/24 of fuel effective length H (
The average enrichment level of the central region of the enriched uranium region is 3.35.
The average enrichment in range II (lowest region of enriched uranium region) of 20/24 to 23/24 of weight % and fuel effective length H is 3
．． The natural uranium blanket regions formed at the upper and lower ends of the fuel material filling area in the six fuel assemblies 16 contain 0.71 wt.% U 2 m m, which is 15 wt.%. The fuel assembly 16 of this embodiment has a lower average enrichment in the lowermost region of the enriched uranium region and a higher average enrichment in the central region of the enriched uranium region, with a gap of about 0.2
The average concentration difference in weight percent is calculated. In a BWR, the density of water, which is a neutron moderator, decreases at the top of the core due to the large number of vapor bubbles (voids) as you move toward the top of the core. When loaded inside the fuel assembly, the output tends to be distributed in the lower part, with the output peak occurring at the lower part of the fuel assembly. Therefore, as described above, by making the enrichment level in the upper part of the fuel assembly higher than the enrichment level in the lower part of the fuel assembly, the power distribution in the axial direction of the fuel assembly can be flattened. 0.5% by weight on average between the central region and the lowest region and the positions of the central region and the lowest region (8724% of the fuel effective length H from the lower end of the fuel substance filling region)
) was selected to maximize the effect of flattening the axial output distribution. The power peaking margin of the fuel assembly 16 caused by the axial enrichment distribution obtained by such selection is approximately 15% to 20%. The fuel assembly 16 has an output peaking margin of the above-mentioned I.
- Fuel economy is improved by allocating reactivity gains as shown in items (1) and (3). The fuel assembly 16 is located in the uppermost region of the enriched uranium region (#!
It has a range of 20/24 to 23/24 of the effective length H of the material. The average enrichment of this top region is. The lowest region of the enriched uranium region (1724 of the effective fuel length H)
to 8/24). The uppermost region of the enriched uranium region has a low average enrichment and corresponds to the low concentration region of burnable poison in fuel rod G□.
This compensates for the reduction in WR's reactor shutdown margin. The axial length of the top region of the enriched uranium region is 3/24 of the effective fuel length H.
) was determined so that the economic effects of reducing burnable poisons, which will be described later, will be achieved by agricultural universities. The fuel assembly 16 has six fuel rods G1. Such a fuel assembly 16 has a gadolinia content per axial unit length at the upper end of the enriched uranium region of the fuel rod G1 that is higher than the gadolinia content per axial unit length at the lower end of the enriched uranium region. Since the number is less, the first
As shown in Figure 4, fuel economy improves. What is shown in this embodiment in FIG. 14 is the effect of improving fuel economy due to the low concentration of gadolinia in the fuel assembly 16. In the fuel assembly 16, fuel rods 13 having an average enrichment higher than the average enrichment of the fuel assembly are arranged at the outermost periphery of the fuel assembly cross section. Therefore, the fuel assembly 16 can obtain the reactivity gain shown in the above-mentioned section I-(3). The fuel assembly 16 described above can significantly improve fuel economy. The fuel assembly 16 can extract significantly more energy than a conventional fuel assembly with the same average enrichment. This can significantly reduce the cost of the fuel cycle. Furthermore, the amount of spent fuel assemblies generated can be significantly reduced. A fuel assembly 20 according to another embodiment of the present invention will be explained based on FIGS. 4 and 5. A fuel assembly 20 according to this embodiment has almost the same configuration as the fuel assembly 16, Like the body 16, this is a fuel assembly loaded into the C lattice core. The fuel rods 11-15 shown in FIG. 5 are the same as the fuel rods shown in FIG. The fuel rod G2 is different from the fuel rod shown in FIG. The axial enrichment distribution and gadolinia concentration distribution of fuel rod G2 are the same as those of fuel rod G□ described above. However, the number of fuel rods G, , is different from that of fuel rod G1. That is, the fuel rod G3 has a length of 1/24 to 20/of the effective length H of the fuel, with the lower end of the fuel material filling region as the base point.
4.5% by weight in the range of 24 and 20/2 of the fuel effective length H
It is 3.0% by weight in the range of 4 to 23/24. The number of fuel rods G2 in the fuel assembly 2o is greater than the number of fuel rods G1 in the fuel assembly 16. In FIG. 4, W indicates a water rod. The fuel assembly 20 of this embodiment can also obtain the same effects as the above-described embodiments. A fuel assembly 30 according to another embodiment of the present invention applied to a D-lattice core will be explained based on FIGS. Different types of fuel rods are arranged in the cross section of the fuel assembly as shown in FIG. The fuel rods 11 and 14 shown in FIG. 7 are shown in FIG. Fuel rods 32, 33, 35-38 and G1 each have a natural uranium blanket at the upper and lower ends of the fuel material filling region, i.e. at the same axial position as each fuel rod shown in FIG. The fuel rods 37, 38 and Gs are located at the lower end of the fuel material filling area. As shown in Figure 7, the enrichment of the enriched uranium region in the range of 1/24 to 23/24 of the effective length H of the fuel is 2.1% by weight, 1% by weight.
．． 7% by weight and 2.8% by weight. The enrichment of the enriched uranium region of these fuel rods is uniform in the axial direction. The enriched uranium regions of the fuel rods 32, 33, 35, and 36 are divided into three regions having different degrees of enrichment, similar to the fuel rod 12. That is, starting from the lower end of the fuel material filling region, the effective fuel length H ranges from 1724 to 8/24 (the lowest region of the enriched uranium region) and the effective fuel length H ranges from 20724 to 23
The enrichment in the /24 range (the top region of the enriched uranium region) is 3.3% by weight for fuel rod 32, 3.0% by weight for fuel rod 33, 2.5% by weight for fuel rod 35, and 2.5% by weight for fuel rod 35. 36 and 1.
It is 6% by weight. Also, 8/8 of the effective fuel length H from the lower end of the fuel substance filling area.
The enrichment in the range 24 to 20/24 (the central region of the enriched uranium region) is 3.8% by weight, 3.5% by weight, 3.0% by weight and 3.0% by weight in fuel rods 32, 33° 35 and 36, respectively. 2
．． It is 5% by weight. The average enrichment of the top and bottom regions in the enriched uranium region of the fuel assembly 30 is 3.08% by weight, and the average enrichment of the central region in the enriched uranium region is 3.3.
It is 0% by weight. The concentration distribution of gadolinia in the axial direction of the fuel rod G3 is the same as that of the fuel rod G1. The fuel rods 32, 33° 35-38 are
Does not contain gadolinia. The fuel assembly 30 of this embodiment can obtain the same effects as the fuel assembly 16. In particular, a reactivity gain based on the knee (3) term can be achieved by placing fuel rods 32 having an average enrichment greater than the average enrichment of the fuel assembly 30 at the outermost periphery of the fuel assembly cross section. The fuel assembly 40 shown in FIGS. 8 and 9 is a fuel assembly applied to a D-lattice core. The fuel assembly 40 is constructed by arranging eight types of fuel rods shown in FIG. 9 as shown in FIG. 8. The fuel rod 11 in FIG. 9 is shown in FIG.
Fuel rods 32, 33, 35-38 are shown in FIG. Fuel rod G. The gadolinia concentration distribution in the axial direction of G is the same as that of the fuel rod G. Fuel rod G, like fuel rod G1, has natural uranium blankets at the upper and lower ends of the fuel material filling region, and the enrichment degree of the enriched uranium region is 3.0% by weight.
It is. The distribution of the average enrichment degree in the axial direction of enriched uranium in the fuel assembly 40 is as shown in FIG.
It is the same as that of 0. The fuel assembly 40 can obtain the same effects as the fuel assembly 16. The fuel assembly 50 shown in FIGS. 10 and 11 is I-(2
This is an example of the burnable substance distribution in the axial double-chain region shown in section ). The fuel assembly 50 has six types of fuel rods shown in FIG. 11 arranged as shown in FIG. 10. Fuel rods 11-15 of FIG. 11 are shown in FIG. Fuel rod G5 is the same as fuel rod G1 except for the gadolinia distribution. Namely. The fuel rod G5 extends from the lower end of the fuel material filling region of the fuel rod G1 to a range of 1724 to 20/24 of the effective fuel length H, and from the lower end of the fuel material filling region to 872 of the effective fuel length H.
It is further divided into two at position 4, and the gadolinia concentration in the upper region of these two divided regions is 4.0% by weight, and the gadolinia concentration in the lower region is 5.0% by weight. It is. The fuel rod G has three regions with different gadolinia concentrations in the axial direction of the enriched uranium region. The fuel assembly 50 can achieve the same effect as the fuel assembly 16. Furthermore, since the fuel assembly 50 has the above-mentioned gadolinia concentration distribution, the output at the lower part of the fuel assembly can be suppressed to further flatten the axial output distribution. A boiling water reactor according to an embodiment of the present invention will be described below.The boiling water reactor according to this embodiment has a reactor core 60 shown in FIG. The reactor core 60 is. It is a C lattice core. FIG. 12 shows a cross section of the core 60.
/4 is shown. In FIG. 12, one square cell represents an integral fuel assembly. The numbers 1 to 4 written in the square cells described above indicate the residence period of the corresponding fuel assembly in the BWR core. That is, 1 is the fuel assembly in which the BWR operation cycle is the first cycle, 2 is the fuel assembly in which the BWR operation cycle is the second cycle, 3 is the fuel assembly in the 3rd cycle, and 4 is the fuel assembly in the 3rd cycle. Each fuel assembly in the fourth cycle is shown. The operation cycle of a BWR refers to a predetermined period (years) from startup to shutdown of the BWR. The higher the number of cycles in a fuel assembly, the higher the burnup. Fuel assembly 61 (fuel assembly in squares numbered 1) is a new fuel assembly, and uses fuel assembly 20 with a large number of fuel rods containing gadolinia (D
In the lattice core, fuel assembly 40) and fuel assembly 64 (fuel assembly in squares numbered with ■) are new fuel assemblies, and the fuel rods containing gadolinia are smaller than fuel assembly 61. A small number of fuel assemblies 16 are used (fuel assemblies 30 in the D-lattice core). Out of the fuel assemblies 61 and 64, more fuel assemblies 61 are loaded on the outer periphery of the core 60, and more fuel assemblies 64 of the two types of fuel assemblies mentioned above are loaded in the center of the core 60. The fuel assembly 62 is a fuel assembly that constitutes a control cell into which control rods for adjusting reactor power are inserted. The control cell is provided to facilitate the operation of control rods for adjusting reactor power during operation of the BWR. The fuel assembly 62 and the fuel assembly 63 (the fuel assemblies in squares numbered with a square square) are high burnup fuel assemblies that have undergone three operating cycles. The second and third cycle fuel assemblies in the core 60 are those for which the combustion period of the fuel assemblies 61 and 64 has elapsed,
Gadolinia has almost disappeared. Fuel assembly 63 with high burnup and low U-235 content
is loaded at the outermost periphery of the core 60 in the radial direction. Fuel assemblies 61 and 64 with a high content of U-235 are
It is loaded in the center of the reactor core 60. The core 60 having such a configuration can obtain a reactivity gain shown in term n-(1). FIG. 15 shows the fuel assembly 6 at the outermost periphery of the core 60.
3 shows the relationship between the loading amount and the effect of improving fuel economy. That is, FIG. Based on case a in which the fuel assemblies 63 of the fourth cycle are uniformly loaded into the core 60, the fuel assemblies 63 are loaded into the core 60.
The degree of improvement in fuel economy is shown for case b in which fuel assemblies 63 are loaded only once around the outermost circumference of the reactor core 60, and case C in which fuel assemblies 63 are loaded twice around the outermost circumference of the reactor core 60. When the number of rows of fuel assemblies 63 loaded on the outermost periphery of the core 60 is increased, -t it & knee °1 output 1''!-?r', 'f(1) increase rate' increases6. , the degree of improvement in fuel economy remains almost unchanged even if the fuel assemblies 63 are loaded around the outermost periphery of the core 60 more than once.
Therefore, in this embodiment, the fuel assemblies 63 were loaded around the outermost periphery of the reactor core 60 as in case b. The BWR of this embodiment is located near the outer periphery of the reactor core 60. Since more fuel assemblies 61 with a small number of fuel rods G1 containing gadolinia are arranged than fuel assemblies 64 with a large number of fuel rods G2, the effect shown in section ■-(3) is obtained. be able to. That is, there is increased flexibility in the duration of BWR operation and a reactivity gain. Areas other than the outermost periphery of the core 60 and the control cells are defined as a no-sharrafling region where fuel sharrafling is not performed. The fuel assemblies 63 and 62, which have been placed on the outermost periphery of the core 60 and in the control cells, are removed from the core 60 after four operating cycles have passed. The fuel assemblies that have undergone three operating cycles are taken out from the core 60 and loaded as fuel assemblies 62 and 63 into the control cells and the outermost periphery of the core 60. New unirradiated fuel assemblies (fuel assemblies 16 and 20) are loaded into the position of the fuel assemblies that have undergone three cycles and have been removed from the reactor core 60 after combustion has progressed. Therefore, the shuffling of the fuel assembly can be minimized, reducing the time required for fuel exchange, and the BW
Contributes to improving the capacity utilization rate of the R plant. If the fuel sharf ring is not a critical path in the periodic inspection process, it is naturally possible to take advantage of the benefits of the fuel sharf ring, such as flattening the radial power distribution. A BWR having the core 60 described above can extract 10% more energy than a conventional BWR in which the core is loaded with fuel assemblies having the same average enrichment. Furthermore, the amount of spent fuel assemblies generated is reduced, and the amount of reprocessing is reduced. [Effects of the Invention] According to the present invention, the output peaking margin can be used to improve fuel economy, and the extracted energy can be significantly increased.

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

第１図はＢＷＲに適用する本発明の好適な一実施例であ
る燃料集合体の横断面、第２図は第１図に示す燃料集合
体を構成する燃料棒の濃縮度及びガドリニア分布を示す
説明図、第３図は本発明の燃料集合体の濃縮度及びガド
リニア分布の概念を示す説明図、第４図、第６図、第８
図及び第１０図は本発明の他の実施例である燃料集合体
の横断面図、第５図は第４図の燃料集合体を構成する燃
料棒の、第７図は第６図の燃料集合体を構成する燃料棒
の、第９図は第８図の燃料集合体を構成する燃料棒の、
及び第１１図は第１０図の燃料集合体を構成する燃料棒
のそれぞれの濃縮度及びガドリニア分布を示す説明図、
第１２図は本発明の好適な一実施例であるＢＷＲに用い
た炉心の１／４横断面図、第１３図は天然ウランブラン
ケットの軸方向長さに対する出力ピークの増加率と燃料
経済性改善効果との関係を示す特性図、第１４図は低ガ
ドリニア濃度領域の軸方向長さと燃料経済性改善効果と
の関係を示す特性図、第１５図は炉心最外周の高燃焼度
燃料集合体の配列と燃料経済性改善効果との関係を示す
特性図である。 １６．２０．３０．４０．５０・・・燃料集合体。 １７・・・燃料棒、１８・・・チャンネルボックス、１
９・・・制御棒、６０・・・炉心 第１図 第３図 第５図　　　　平均濃縮度 燃料棒番号　１１　３２　３３　３５　３６　３７　３
８　　Ｇ４第１３図 出力ビーキングの増加率（％） 第１４図 低Ｇｄ濃度部の長さ 第１５図 出力ビーキングの増加率（％）Fig. 1 shows a cross section of a fuel assembly which is a preferred embodiment of the present invention applied to BWR, and Fig. 2 shows the enrichment and gadolinia distribution of the fuel rods constituting the fuel assembly shown in Fig. 1. Explanatory diagrams, FIG. 3 are explanatory diagrams showing the concept of enrichment and gadolinia distribution of the fuel assembly of the present invention, FIGS. 4, 6, and 8.
and FIG. 10 are cross-sectional views of a fuel assembly according to another embodiment of the present invention, FIG. 5 is a cross-sectional view of a fuel rod constituting the fuel assembly of FIG. 4, and FIG. Figure 9 shows the fuel rods that constitute the fuel assembly in Figure 8.
and FIG. 11 is an explanatory diagram showing the enrichment and gadolinia distribution of each of the fuel rods constituting the fuel assembly in FIG. 10,
Fig. 12 is a 1/4 cross-sectional view of a core used in a BWR, which is a preferred embodiment of the present invention, and Fig. 13 is an increase rate of the power peak with respect to the axial length of the natural uranium blanket and improvement in fuel economy. Figure 14 is a characteristic diagram showing the relationship between the axial length of the low gadolinia concentration region and the fuel economy improvement effect, and Figure 15 is a characteristic diagram showing the relationship between the axial length of the low gadolinia concentration region and the fuel economy improvement effect. FIG. 3 is a characteristic diagram showing the relationship between arrangement and fuel economy improvement effect. 16.20.30.40.50...Fuel assembly. 17...Fuel rod, 18...Channel box, 1
9... Control rod, 60... Core Figure 1 Figure 3 Figure 5 Average enrichment fuel rod number 11 32 33 35 36 37 3
8 G4 Figure 13 Increase rate of output beaking (%) Figure 14 Length of low Gd concentration section Figure 15 Increase rate of output beaking (%)

Claims (1)

【特許請求の範囲】 １、内部に燃料物質が充填された複数の燃料棒を有する
燃料集合体において、上端部及び下端部の少なくとも一
方に設置された天然ウラン領域と、燃料集合体横断面に
おける平均濃縮度の異なる最上部、中央部及び最下部の
三つの領域を有する濃縮ウラン領域とが軸方向に配置さ
れた燃料物質充填領域を有し、前記最上部及び最下部領
域の燃料集合体横断面での平均濃縮度が、前記中央部領
域のそれよりも小さく、前記濃縮ウラン領域は軸方向単
位長さ当りの可燃性毒物の含有量が異なる二以上の領域
を有し、前記最上部領域における軸方向単位長さ当りの
前記可燃性毒物の含有量が、前記濃縮ウラン領域の他の
領域における軸方向単位長さ当りの前記可燃性毒物の含
有量よりも少なくなっていることを特徴とする燃料集合
体。 ２、前記濃縮ウラン部領域の二つの前記最上部及び最下
部のうち少なくとも２領域における燃料集合体横断面の
平均濃縮度が実質的に同一である特許請求の範囲第１項
記載の燃料集合体。 ３、前記天然ウラン領域の軸方向の長さが前記燃料物質
充填領域の軸方向の長さの１／２４〜１／１２の範囲で
ある特許請求の範囲第１項もしくは第２項記載の燃料集
合体。 ４、前記濃縮ウラン部領域の最上部領域の軸方向におけ
る長さを、前記燃料物質充填領域の軸方向における長さ
の３／２４〜５／２４の範囲にした特許請求の範囲第１
項もしくは第２項もしくは第３項記載の燃料集合体。 ５、前記濃縮ウラン部領域の前記最下部領域と前記中央
部領域との境界の位置を、前記燃料物質充填領域の下端
から前記燃料物質領域の軸方向における長さの１／３〜
７／１２の範囲に配置した特許請求の範囲第１項もしく
は第２項もしくは第３項もしくは第４項記載の燃料集合
体。 ６、燃料集合体の平均濃縮度よりも高い平均濃縮度を有
する前記燃料棒を、燃料集合体横断面において最外周に
配置した特許請求の範囲第１項もしくは第２項もしくは
第３項もしくは第４項もしくは第５項記載の燃料集合体
。 ７、内部に燃料物質が充填された複数の燃料棒を有する
とともに可燃性毒物を含有する第１燃料集合体と、内部
に燃料物質が充填された複数の燃料棒を有するとともに
前記第１燃料集合体よりも少ない量の可燃性毒物を含有
する第２燃料集合体とが装荷されている炉心を有し、前
記炉心の外周部では前記第１及び第２燃料集合体のうち
前記第２燃料集合体が多く配置され、前記炉心の中央部
では前記第１及び第２燃料集合体のうち前記第１燃料集
合体が多く配置されてなり、前記第１及び第２燃料集合
体は、上端部及び下端部の少なくとも一方に設置された
天然ウラン領域と、燃料集合体横断面における平均濃縮
度の異なる最上部、中央部及び最下部の三つの領域を有
する濃縮ウラン領域とが軸方向に配置された燃料物質充
填領域を有し、前記最上部及び最下部領域の燃料集合体
横断面での平均濃縮度が、前記中央部領域のそれよりも
小さく、前記濃縮ウラン領域は軸方向単位長さ当りの可
燃性毒物の含有量が異なる二以上の領域を有し、前記最
上部領域における軸方向単位長さ当りの前記可燃性毒物
の含有量が、前記濃縮ウラン領域の他の領域におけるそ
れよりも少なくなっている原子炉。 ８、前記炉心内に滞在して燃焼の進んだ前記第１及び第
２燃料集合体を、前記炉心の最外周部および中央部の数
本の制御棒のそれぞれを取囲む４体づつの燃料集合***
置に配した特許請求の範囲第７項記載の原子炉。[Claims] 1. In a fuel assembly having a plurality of fuel rods filled with fuel material, a natural uranium region installed at at least one of the upper end and the lower end, and a natural uranium region in the cross section of the fuel assembly. an enriched uranium region having three regions, top, middle and bottom, having different average enrichments, and an axially disposed fuel material filling region, the top and bottom regions crossing the fuel assembly; the enriched uranium region has two or more regions having different contents of burnable poison per unit length in the axial direction, and the enriched uranium region has two or more regions having different contents of burnable poison per unit length in the axial direction; The content of the burnable poison per unit length in the axial direction is lower than the content of the burnable poison per unit length in the axial direction in other regions of the enriched uranium region. fuel assembly. 2. The fuel assembly according to claim 1, wherein the average enrichment of the cross section of the fuel assembly in at least two of the uppermost and lowermost regions of the enriched uranium region is substantially the same. . 3. The fuel according to claim 1 or 2, wherein the axial length of the natural uranium region is in the range of 1/24 to 1/12 of the axial length of the fuel material filling region. Aggregation. 4. Claim 1, wherein the length in the axial direction of the top region of the enriched uranium section region is in the range of 3/24 to 5/24 of the length in the axial direction of the fuel material filling region.
The fuel assembly according to item 1 or 2 or 3. 5. The position of the boundary between the lowermost region and the central region of the enriched uranium region is determined to be between 1/3 and 1/3 of the axial length of the fuel material region from the lower end of the fuel material filling region.
The fuel assembly according to claim 1 or 2 or 3 or 4 arranged in the range of 7/12. 6. Claims 1 or 2 or 3 or 3, wherein the fuel rods having an average enrichment higher than the average enrichment of the fuel assembly are arranged at the outermost periphery in the cross section of the fuel assembly. The fuel assembly according to item 4 or 5. 7. A first fuel assembly having a plurality of fuel rods filled with a fuel substance therein and containing a burnable poison; and a first fuel assembly having a plurality of fuel rods filled with a fuel substance therein; The reactor core is loaded with a second fuel assembly containing a burnable poison in an amount smaller than the amount of burnable poison than the second fuel assembly, and the second fuel assembly of the first and second fuel assemblies is loaded at the outer periphery of the core. Among the first and second fuel assemblies, many of the first fuel assemblies are arranged in the center of the core, and the first and second fuel assemblies are arranged at the upper end and the second fuel assembly. A natural uranium region installed at at least one of the lower ends, and an enriched uranium region having three regions, the top, center, and bottom, each having a different average enrichment in the cross section of the fuel assembly, are arranged in the axial direction. the enriched uranium region has a fuel material filling region, the average enrichment in the cross section of the fuel assembly in the uppermost and lowermost regions is smaller than that in the central region; It has two or more regions having different contents of burnable poison, and the content of the burnable poison per unit length in the axial direction in the uppermost region is lower than that in other regions of the enriched uranium region. nuclear reactor. 8. The first and second fuel assemblies that have remained in the core and have undergone combustion are divided into four fuel assemblies each surrounding several control rods at the outermost periphery and the center of the core. The nuclear reactor according to claim 7, which is arranged in a body position.