JPS618696A - Fuel aggregate for boiling type 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】 〔発明の利用分野〕 本発明は軽水型原子炉、特に沸騰水型原子炉の燃料集合
体に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Field of Application of the Invention] The present invention relates to a fuel assembly for a light water nuclear reactor, particularly a boiling water reactor.

〔発明の背景〕[Background of the invention]

原子炉運転においては、熱的制限値を守ることとともに
、安全上の基準である炉停止余裕を守ることが必要であ
る。In nuclear reactor operation, it is necessary to comply with thermal limit values and to maintain reactor shutdown margin, which is a safety standard.

炉停止余裕は、炉心に制御棒が１本挿入できない場合で
も、炉心を未臨界にできるよう、臨界状態に対しあらか
じめ見込んでおくべき反応度上の余裕である。The reactor shutdown margin is a reactivity margin that should be anticipated in advance against the critical state so that the core can be made subcritical even if one control rod cannot be inserted into the reactor core.

この炉停止余裕は、沸騰水型原子炉の具体的設計におい
ては、炉心反応度が最大となる、低温でキセノンが蓄積
していない状態で、最大反応度価値をもつ制御棒が１本
完全に引抜かれ、他の制御棒が全挿入の状態で炉心が臨
界未満となるようにしている。設計計算では、実際の炉
心において、上記のように臨界未満であることを確保す
るため、１チ△にの余裕を見込むことを目標としている
。In the specific design of a boiling water reactor, this margin for reactor shutdown is determined by the fact that one control rod with the maximum reactivity value is completely removed at a low temperature with no xenon accumulation, when the core reactivity is at its maximum. With the other control rods fully inserted, the core is kept subcritical. In the design calculations, the goal is to allow a margin of 1 Δ in order to ensure that the actual core is subcritical as described above.

他方、近年、軽水炉の稼働率がめざましく向上し、プラ
ントが安定して運転されるようになるにつれ経済性の向
上が求められるようになってきた。燃料経済性向上の観
点からは炉心の反応度をできるだけ高くする方が好まし
い。しかし、そうすると炉停止余裕は少なくなる方向と
なる。これは、運転時（高温時）と炉停止余裕が問題と
なる停止時（低温時）との間の反応度差は炉心体系や燃
料仕様が決まるとほぼ一定の値となるので、高温時の反
応度が高くなれば、低温時の反応度もそれにつれて高く
なシ、而してそのように低温時の反応度が高くなれば制
御棒１本引抜き時の未臨界度すなわち炉停止余裕が小さ
くなるからである。On the other hand, in recent years, the availability of light water reactors has improved markedly, and as plants have become more stable and operational, there has been a demand for improved economic efficiency. From the viewpoint of improving fuel economy, it is preferable to make the reactivity of the reactor core as high as possible. However, if this happens, the margin for reactor shutdown will decrease. This is because the difference in reactivity between operation (at high temperatures) and shutdown (at low temperatures), where reactor shutdown margin is an issue, remains approximately constant once the core system and fuel specifications are determined. As the reactivity increases, the reactivity at low temperatures also increases accordingly, and if the reactivity at low temperatures increases, the subcriticality when one control rod is withdrawn, that is, the margin for reactor shutdown becomes smaller. Because it will be.

炉停止余裕は、未臨界を確実にすることを目的としてい
るものであるから、前記設計上の目標値を満たす以上に
大きくとる必要はないが、上述のように経済性向上のた
めに反応度を高くすると、その結果、停止余裕が小さく
す多過ぎて十分これを確保できなくなるという問題があ
る。Since the purpose of the reactor shutdown margin is to ensure subcriticality, there is no need to make it larger than the design target value. However, as mentioned above, in order to improve economic efficiency, If this value is increased, there is a problem in that the stop margin becomes too small and cannot be sufficiently secured.

〔発明の目的〕[Purpose of the invention]

本発明の目的は、燃料経済性の向上と炉停止余裕の十分
な確保との両立を可能にする沸騰型原子炉用燃料集合体
を提供するにある。An object of the present invention is to provide a fuel assembly for a boiling-type nuclear reactor that can both improve fuel economy and ensure a sufficient margin for reactor shutdown.

〔発明の概要〕[Summary of the invention]

燃料経済性向上策の一例として、燃料の濃縮度を上げる
方法がある。これによシ燃料単位重量当りの燃焼度を増
大させて燃料経済性を向上させる。濃縮度を上げると反
応度は当然高くなるが、この反応度上昇は、可燃性毒物
であるガドリニア等の中性子吸収材で吸収できるから問
題とはならない。One example of measures to improve fuel economy is to increase the enrichment of fuel. This increases burnup per unit weight of fuel and improves fuel economy. Naturally, as the concentration increases, the reactivity increases, but this increase in reactivity is not a problem because it can be absorbed by a neutron absorber such as gadolinia, which is a burnable poison.

炉停止余裕の観点よシ問題とすべき特性は冷温時と高温
時との反応度差であり、濃縮度が増大するにつれ、この
反応度差は増大する傾向にある。冷温と高温の反応度差
が大きいほど、炉停止余裕が厳しくなる。従ってこの反
応度差が大きくならないよう制限できれば、必要な炉停
止余裕を確保しながら、より一層の経済性向上が図れる
ことになる。From the viewpoint of reactor shutdown margin, the characteristic that should be considered is the difference in reactivity between cold and high temperatures, and as the enrichment level increases, this reactivity difference tends to increase. The greater the difference in reactivity between cold and high temperatures, the tighter the reactor shutdown margin becomes. Therefore, if this difference in reactivity can be restricted so that it does not become large, economical efficiency can be further improved while ensuring the necessary reactor shutdown margin.

冷温と高温の反応度差を小さくする方策の１つは、燃料
集合体各燃料棒とその周りの液体減速材とを含む巣位セ
ル中の燃料と減速材（すなわち水）との体積比＝（減速
材体積）／（燃料体積）を大きくすることである。この
体積比を大きくするためには、減速材の体積を増すか、
燃料体積を減らすかのいずれかの方法が考えられる。One of the measures to reduce the difference in reactivity between cold and high temperatures is to reduce the volume ratio of fuel to moderator (i.e. water) in the nest cell containing each fuel rod of the fuel assembly and the liquid moderator around it = The goal is to increase (moderator volume)/(fuel volume). In order to increase this volume ratio, either increase the volume of the moderator or
One possible method is to reduce the fuel volume.

ところで、炉停止余裕が問題となる冷温時には、第２図
に示すように、炉心平均軸方向出力分布において炉心の
上部に出力ピークが生ずるような、上部に出力が偏よっ
た状態となる。したがって炉停止余裕を検討する際に重
要なのは炉心上部の特性であ、す、出力の高いこの上部
の特性が支配的となる。By the way, at cold temperatures where the reactor shutdown margin becomes a problem, as shown in FIG. 2, the power is biased toward the upper part of the core, with the power peak occurring at the upper part of the core in the core average axial power distribution. Therefore, when considering reactor shutdown margin, what is important is the characteristics of the upper part of the core, and the characteristics of this upper part, which has high output, are dominant.

この点につき以下に説明すると、この炉心上部ピークは
主に燃焼度分布の偏りに起因する。This point will be explained below. This peak in the upper part of the core is mainly caused by the bias in the burnup distribution.

沸騰水型原子炉では、高温の出力運転時には、炉心内に
蒸気泡（ボイド）が発生し、ボイド量は炉心上部へ行く
ほど大きくなる。ボイド量が多いと中性子の減速効果が
弱く、炉心上方においては中性子の漏れ量が多くなシ、
したがって炉心上端付近では出力が低く、出力の積算で
ある燃焼度が低くなる。また炉心上部のようにボイド率
が高いと中性子スペクトルは硬く（高エネルギー側へ移
る）な、す、プルトニウムの生成がボイド率の低い下部
よシ多くなる。一方、炉停止余裕が問題となる冷温時に
は、出力運転時にみられたよりなボイドは発生せず、減
速材である水の密度は炉心の上下で、殆んど同じである
。したがって、冷温時には、出力運転時に生じた燃焼度
分布の偏りやプルトニウムの生成量の差により炉心上部
で反応度が高くなシ、第２図に示すような出力分布を生
じることとなる。In a boiling water reactor, steam bubbles (voids) are generated within the reactor core during high-temperature power operation, and the amount of voids increases toward the top of the core. If the amount of voids is large, the moderation effect of neutrons is weak, and the amount of neutron leakage is large in the upper part of the reactor core.
Therefore, the output is low near the top of the core, and the burnup, which is the cumulative output, is low. In addition, when the void ratio is high, such as in the upper part of the core, the neutron spectrum becomes hard (shifts to the higher energy side), and more plutonium is produced than in the lower part, where the void ratio is low. On the other hand, at cold temperatures, where reactor shutdown margin is an issue, the large voids seen during power operation do not occur, and the density of water, which is a moderator, is almost the same above and below the core. Therefore, at cold temperatures, the reactivity is high in the upper part of the core due to the bias in the burnup distribution and the difference in the amount of plutonium produced during power operation, resulting in a power distribution as shown in FIG. 2.

以上から炉停止余裕を増大させるには炉心上部の特性を
改善することが有効であることになる。From the above, it is effective to improve the characteristics of the upper part of the core in order to increase the margin for reactor shutdown.

よって本発明では、高経済性炉心を実現し、しかも炉停
止余裕を増大させるため、炉心上部において冷温−高温
反応度差を縮小すべく、減速材対燃料の体積比を下部の
それより大きくする方策を採用する。Therefore, in the present invention, in order to realize a highly economical core and increase reactor shutdown margin, the volume ratio of moderator to fuel is made larger than that in the lower part in order to reduce the difference in cold temperature and high temperature reactivity in the upper part of the core. Adopt strategies.

炉心の上部と下部とで減速材対燃料の体積比を変えるに
は、本発明では、燃料棒内の燃料ペレットの体積を変化
させる。燃料ベレットの体積を変化させるには、 （１）燃料ベレットの外径を変えること。To vary the moderator-to-fuel volume ratio between the top and bottom of the core, the present invention varies the volume of fuel pellets within the fuel rods. To change the volume of the fuel pellet: (1) Change the outer diameter of the fuel pellet.

（２）中空の燃料ベレットを採用すること。(2) Adopt a hollow fuel pellet.

（３）実効的に減速材対燃料体積比を変えるためニ燃料
ヘレットの密度を変えること。(3) Varying the density of the bifuel helet to effectively change the moderator to fuel volume ratio.

等の方策がある。There are other measures.

本発明では上記のいずれの方策も可能である。In the present invention, any of the above measures is possible.

いずれの方策においても、燃料棒の外径は従来と変更す
る必要は無く、新規設計の原子炉はもちろん、既存の原
子炉へも適用できる。In either case, there is no need to change the outer diameter of the fuel rods from the conventional one, and they can be applied not only to newly designed nuclear reactors but also to existing nuclear reactors.

炉心上部での減速材対燃料体積比を下部に比べ大きくす
るには、（１）、（２）の方策では上部燃料ペレットの
体積を下部の燃料ベレットより小さくし、（３）の方策
では上部燃料ペレットの密度を下部燃料ペレットの密度
よシ小さくすればよい。In order to increase the moderator-to-fuel volume ratio in the upper part of the core compared to the lower part, strategies (1) and (2) make the volume of the upper fuel pellet smaller than that of the lower fuel pellet, and strategy (3) makes the volume of the upper fuel pellet smaller than that of the lower fuel pellet. The density of the fuel pellets may be made smaller than the density of the lower fuel pellets.

ここで上部、下部とは炉停止余裕で問題となる冷温時の
出力分布において出力の高い部分と低い部分とに対応す
る、軸方向位置である。Here, the upper and lower parts are axial positions corresponding to high and low output parts in the output distribution at cold temperatures, which is a problem in reactor shutdown margin.

なお、参考までに言及すると、燃料棒の上下方向で核燃
料物質の量を変化さぜたものが特公昭３６−１３７２１
号公報に記載されているが、これは炉心の中性子束およ
び出力の均一化を目的とするもので、燃料棒の沸騰開始
点よシ燃料棒の上部（冷却材の流れ方向で下流側）へ行
くほど単位長当りの核燃料物質を次第に減少させるもの
である。これに対し本発明は、燃料経済性の向上と炉停
止余裕の確保との両立を目的とし、燃料棒の上部領域で
は下部領域よシも単位長当り核燃・料物質の量は少いけ
れども各々の該領域中ては一定であシ、従って、上記公
報記載のものとは発明の本質を異にするものである。For reference, the one in which the amount of nuclear fuel material is varied in the vertical direction of the fuel rod is the one produced by the Special Publication No. 36-13721.
The purpose of this is to equalize the neutron flux and power in the reactor core, and the purpose is to move the fuel rods from the boiling point to the upper part of the fuel rods (downstream in the direction of coolant flow). The nuclear fuel material per unit length is gradually reduced as the length increases. In contrast, the present invention aims at both improving fuel economy and ensuring reactor shutdown margin, and although the amount of nuclear fuel and material per unit length is smaller in the upper region of the fuel rod than in the lower region, each is constant within the range, and therefore the essence of the invention is different from that described in the above-mentioned publication.

〔本発明の実施例〕[Example of the present invention]

本発明の実施例について、以下、図面にしたがって説明
する。Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.

以下の実施例においては、〔発明の概要〕で述べた前記
（１）、（２）、（３）の３種類の減速材対燃料体積比
変更の方策のうち、（２）の中空ペレットを採用したケ
ースにつき述べるものである。In the following examples, among the three types of moderator-to-fuel volume ratio changing measures (1), (2), and (3) described in [Summary of the Invention], (2) hollow pellets were used. This article describes the adopted cases.

第３図は沸騰水型原子炉の燃料集合体の例を示している
が、本発明の実施例も外観は本図に示すものと全く同様
である。FIG. 3 shows an example of a fuel assembly for a boiling water reactor, and the external appearance of the embodiment of the present invention is exactly the same as that shown in this figure.

燃料集合体は、複数本の燃料棒１を正方格子状に配列し
、これらを上部タイプレート４及び下部タイブレート５
で支持し、途中を複数個のスペーサ２により燃料棒間隔
が一定となるように保持する構造を持っている。さらに
外周は、チャンネルボックス３と呼ばれる角筒が囲って
いる。The fuel assembly has a plurality of fuel rods 1 arranged in a square lattice, and these are arranged between an upper tie plate 4 and a lower tie plate 5.
It has a structure in which the fuel rods are supported by a plurality of spacers 2 along the way so that the spacing between the fuel rods is constant. Furthermore, the outer periphery is surrounded by a rectangular tube called a channel box 3.

本発明の実施例においては、この外見上の燃料集合体の
形状・構造仕様については従来の燃料集合体と同一でよ
く、何んら変更を要しない。In the embodiment of the present invention, the external shape and structural specifications of the fuel assembly may be the same as those of conventional fuel assemblies, and no changes are required.

第１図に本発明の実施例の燃料棒内部構造を示す。本燃
料棒は第３図に示す燃料集合体に装荷される１本につい
て代表的に示したものである。FIG. 1 shows the internal structure of a fuel rod according to an embodiment of the present invention. This fuel rod is representatively shown as one loaded in the fuel assembly shown in FIG.

第１図において、燃料棒１内には核燃料を含む円筒形の
燃料ベレット６が装填されておシ、被覆管７により保持
され、上下端部は、それぞれ上部端栓８および下部端栓
９により密封溶接されている。燃料棒内上部には、燃料
プレナム部のスペースを保持するようプレナムスプリン
グ１０が挿入されている。燃料有効長は、燃料ベレット
６が装填されている上端から下端までの長さを指し、本
実施例では約３．７ｍである。In FIG. 1, a cylindrical fuel pellet 6 containing nuclear fuel is loaded into a fuel rod 1 and is held by a cladding tube 7, and the upper and lower ends are connected to an upper end plug 8 and a lower end plug 9, respectively. Hermetically welded. A plenum spring 10 is inserted into the upper part of the fuel rod to maintain the space in the fuel plenum. The effective fuel length refers to the length from the upper end to the lower end where the fuel pellet 6 is loaded, and is approximately 3.7 m in this embodiment.

燃料被覆管７の外径は１２酩程度で、燃料べＶノドの外
径は約１０鴎である。The outer diameter of the fuel cladding tube 7 is about 12mm, and the outer diameter of the fuel tube V throat is about 10mm.

本実施例の燃料棒は、燃料ベレット６として中実ペレツ
）　６ａと中空ペレッ）　６ｂを同一燃料棒内に有する
ことを特徴としている。中実ペレット６ａは燃料棒の下
部（４）に、中空ペレット６ｂは燃料棒の上部（Ｂ）に
装填される。本実施例に於いて中空ペレッ）　６ｂの中
空部の直径は約３Ｎである。The fuel rod of this embodiment is characterized by having solid pellets (6a) and hollow pellets (6b) as the fuel pellets 6 in the same fuel rod. Solid pellets 6a are loaded into the lower part (4) of the fuel rod, and hollow pellets 6b are loaded into the upper part (B) of the fuel rod. In this embodiment, the diameter of the hollow portion of the hollow pellet 6b is approximately 3N.

本実施例においては、中空ペレットを内蔵する燃料棒は
、８×８正方格子状の燃料集合体中の全ての燃料棒６２
本（格子中の残り２本はウォータロッド）に適用してい
るが、効果に応じて部分的に採用、すなわち６２本中の
何本かの燃料棒のみ上部に中空ペレットを装填したもの
とすることも可能である。In this embodiment, the fuel rods containing hollow pellets are included in all the fuel rods 62 in the 8×8 square lattice fuel assembly.
(The remaining two in the grid are water rods), but it is partially adopted depending on the effect, that is, only some of the 62 fuel rods are loaded with hollow pellets at the top. It is also possible.

本実施例における燃料棒の中空部と中実部の冷温−高温
反応度差を比較して夫々示したのが第４図である。この
図は燃焼に伴って冷温−高温反応度差が変化する様子を
示している。図中の曲線１が中実ペレットを装填してい
る部分（中実部）の冷温−高温反応度差を、曲線２が中
空ペレットを装填している部分（中空部）の同反応度差
を示している。FIG. 4 shows a comparison of the cold-temperature-high-temperature reactivity difference between the hollow part and the solid part of the fuel rod in this example. This figure shows how the difference in reactivity between cold and high temperatures changes with combustion. Curve 1 in the figure shows the difference in reactivity between cold and high temperatures in the part loaded with solid pellets (solid part), and curve 2 shows the difference in reactivity in the part loaded with hollow pellets (hollow part). It shows.

第４図に示すように、燃焼を通じて冷温−高温反応度差
は、中空部の方が小さくなっており、燃焼が進むと、差
は一層顕著になっている。一般に冷温−高温反応度差が
小さい程、炉停止余裕は大きくとれる。逆に同程度の炉
停止余裕を確保していても冷温−高温反応度差の小さい
燃料の方が、燃料濃縮度を高くしたシ経済性をより向上
させることができる。As shown in FIG. 4, throughout combustion, the difference in reactivity between cold and high temperatures is smaller in the hollow portion, and as combustion progresses, the difference becomes more significant. Generally, the smaller the difference in reactivity between cold and high temperatures, the greater the margin for reactor shutdown. On the other hand, even if the same degree of reactor shutdown margin is secured, a fuel with a smaller cold-temperature-high-temperature reactivity difference can further improve the sci-economic efficiency of increasing the fuel enrichment.

第５図は本実施例における中空ペレット長さを変化させ
た場合の冷温−高温反応度差低減効果の変化を相対値で
示す。本図に示すように、中空ペレットを燃料有効長の
上端から燃料有効長のＶ３より下の所まで装填した場合
には、上記低減効果は最大の場合の１／１０以下となり
、はとんど効かないことがわかる。これは、冷温時には
軸方向出力分布が第１図に示すように上部に歪んでいる
ため炉心下部では出力がほとんど出ておらず、したがっ
て、この部分の寄与はほとんど無いからである。FIG. 5 shows, in relative values, the change in the effect of reducing the difference in reactivity between cold and high temperatures when the length of the hollow pellet in this example is changed. As shown in this figure, when hollow pellets are loaded from the upper end of the effective fuel length to below V3 of the effective fuel length, the above reduction effect is less than 1/10 of the maximum case, and is almost I know it doesn't work. This is because when the temperature is cold, the axial power distribution is distorted toward the top as shown in FIG. 1, so little power is produced in the lower part of the core, and therefore there is almost no contribution from this part.

従って中空ペレットを装荷する部分は燃料の有効長の上
部１／３よシ上に装荷するのが適当である。Therefore, it is appropriate that the portion where the hollow pellets are loaded should be loaded over the upper 1/3 of the effective length of the fuel.

冷温−高温反応度差低減効果は主として出力分布の形に
依存するため、中空ペレットの仕様、例えば中空部の直
径や、中空ペレット入シの燃料棒本数が変わっても、軸
方向の冷温−高温反応度差低減効果の相対関係は変わら
ない。The effect of reducing the difference in reactivity between cold and high temperatures mainly depends on the shape of the power distribution. The relative relationship of the reactivity difference reduction effect remains unchanged.

また中空ペレットによシ燃料棒中のウラン装荷量が少な
くなるため、中空ペレットの量が多い程、炉心へのウラ
ン装荷量が減る。しかし、燃料経済性上は、炉心へのウ
ラン装荷量は多い程好ましい。したがって、この観点か
らも中空ペレットは炉心上部の前記有効部分のみに装荷
するのが適切である。Also, since hollow pellets reduce the amount of uranium loaded in the fuel rod, the larger the amount of hollow pellets, the less uranium loaded in the core. However, from the standpoint of fuel economy, the higher the amount of uranium loaded into the core, the better. Therefore, from this point of view as well, it is appropriate to load the hollow pellets only in the effective portion of the upper part of the core.

以上述べた実施例においては、燃料集合体中の全燃料棒
について中空ペレットを上部に装荷しているが、中空ベ
レット装荷の燃料棒本数は、炉停止余裕の必要量がもつ
と少なくてよい場合は、減らすことができる。中空ペレ
ットの中空部の径についても同様で、炉停止余裕の所要
量に応じて適切な径を選ぶととができる。これらの場合
、冷温−高温反応度差の減少効果の絶対値は、中空ベレ
ット入シ燃料棒の本数や、中空ペレットの中空部の径に
より変化するが、第５図の軸方向の相対関係はほとんど
変化しない。In the embodiment described above, hollow pellets are loaded at the top of all the fuel rods in the fuel assembly, but the number of fuel rods loaded with hollow pellets may be small if the necessary amount is sufficient for reactor shutdown margin. can be reduced. The same applies to the diameter of the hollow part of the hollow pellet, and an appropriate diameter can be selected depending on the required amount of reactor shutdown margin. In these cases, the absolute value of the reduction effect of the difference in cold and high temperature reactivity varies depending on the number of fuel rods in the hollow pellet and the diameter of the hollow part of the hollow pellet, but the relative relationship in the axial direction in Fig. 5 is Almost no change.

したがって中空ペレットを入れる長さは、常に燃料有効
長の上刃・ら１／３まででよい。Therefore, the length into which the hollow pellets are inserted may always be up to 1/3 of the upper blade of the effective fuel length.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

本発明によれば、燃料集合体や燃料棒の外形寸法を従来
と何ら変更することなく、ペレットの仕様変更のみで冷
温−高温反応度差を小さくすることができ、原子炉の安
全上重要な炉停止余裕を増大させることができる。また
同程度の炉停止余裕の場合、よシ高濃縮度の燃料を採用
でき、燃料経済性をより一層向上させることが゛できる
。According to the present invention, it is possible to reduce the difference in reactivity between cold and high temperatures by simply changing the specifications of the pellets without changing the external dimensions of the fuel assembly or fuel rods, which is important for the safety of nuclear reactors. The reactor shutdown margin can be increased. Furthermore, if the reactor shutdown margin is the same, fuel with higher enrichment can be used, and fuel economy can be further improved.

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

第１図は本発明の一実施例に係る燃料棒の構造を示す図
、第２図は冷温時炉心平均軸方向出力分布の例示図、第
３図は沸騰水型燃料集合体の例示図、第４図は燃焼度と
中空部および中実部の冷温−高温反応度差との関係を示
す図、第５図は中空ベレット装荷長さと冷温−高温反応
度差低減効果との関係を示す図。 ｌ・・・燃料棒　　　　　　６・・・燃料ペレット６ａ
・・・中実燃料ベレツ）　　６ｂ・・・中空燃料ペレッ
ト。 第１図 第２図 漆目　文才　土　力 第３図 第４図 ｆ焼夏Fig. 1 is a diagram showing the structure of a fuel rod according to an embodiment of the present invention, Fig. 2 is an illustrative diagram of the core average axial power distribution at cold time, Fig. 3 is an illustrative diagram of a boiling water type fuel assembly, Figure 4 is a diagram showing the relationship between burnup and the difference in cold temperature and high temperature reactivity of the hollow and solid parts, and Figure 5 is a diagram showing the relationship between the loading length of hollow pellets and the effect of reducing the difference in cold temperature and high temperature reactivity. . l...Fuel rod 6...Fuel pellet 6a
...Solid fuel pellet) 6b...Hollow fuel pellet. Figure 1 Figure 2 Lacquer Eye Literary Soil Power Figure 3 Figure 4 f Baked Summer

Claims (1)

【特許請求の範囲】 １　密封被覆管内に核***性燃料物質を収容した燃料棒
の複数本を格子状に配列した沸騰型原子炉用の燃料集合
体において、燃料棒とその周りの液体減速材とを含む単
位セル中の減速材対燃料の体積比率が、燃料棒の上部領
域と下部領域とで異り、上部領域の該体積比率が下部領
域のそれより大きいことを特徴とする燃料集合体。 ２　前記の上部領域と下部領域との境界面は、燃料棒の
核燃料物質の封入されている有効長の上端から該有効長
の１／３の長さだけ下がつた位置より上に存在する特許
請求の範囲第１項記載の燃料集合体。[Scope of Claims] 1. A fuel assembly for a boiling nuclear reactor in which a plurality of fuel rods containing fissile fuel material in a sealed cladding tube are arranged in a lattice, in which the fuel rods and the liquid moderator around them are arranged in a lattice pattern. A fuel assembly characterized in that the volume ratio of moderator to fuel in a unit cell containing fuel rods is different between an upper region and a lower region of the fuel rod, and the volume ratio in the upper region is larger than that in the lower region. 2. The boundary between the upper region and the lower region is located above a position that is 1/3 of the effective length of the fuel rod from the upper end of the effective length in which the nuclear fuel material is enclosed. A fuel assembly according to claim 1.