JPS63241381A - Core for boiling water 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】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は沸騰水型原子炉の炉心に係り、特に運転サイク
ルが長くかつ高停止余裕型の沸騰水型原子炉の炉心に関
する。[Detailed Description of the Invention] [Object of the Invention] (Industrial Application Field) The present invention relates to a boiling water reactor core, and particularly to a boiling water reactor core with a long operating cycle and high shutdown margin. Regarding.

（従来の技術） 沸騰水型原子炉の炉心は、通常１体の十字型制御棒とそ
れを取り囲む４体のりＦ４集合体がら構成されたセルが
規則正しく配置されている。すなわち、各燃料集合体お
よび制御棒は、それらの軸が垂直で互いに平行になるよ
うに配列され、減速材としての機能を有する冷却水は炉
心の下方がら上方に向って流れるように構成されている
。炉心有効部下端即ち発熱部の下端付近では気泡は発生
しないが、炉心の中央部から上端部にかけては大量の気
泡が発生し、この発生した気泡は炉心上方に流れる。気
泡の占める体積割合即ちボイド割合が高くなると、中性
子の減速特性が低下するため熱中性子束が低下し、出力
が低下する。これを避けるため、ボイド割合の高い部位
では核***核種濃度即ち燃料の濃縮度を高めたり、或い
はボイド割合の低い部位の出力上昇を抑えるべく可燃性
毒物を入れる等して対処してきた。(Prior Art) In the core of a boiling water reactor, cells each consisting of one cross-shaped control rod and four F4 aggregates surrounding it are regularly arranged. That is, the fuel assemblies and control rods are arranged so that their axes are perpendicular and parallel to each other, and the cooling water, which functions as a moderator, is configured to flow upward from the bottom of the core. There is. Although no bubbles are generated near the effective lower end of the core, that is, the lower end of the heat generating section, a large amount of bubbles are generated from the center to the upper end of the core, and the generated bubbles flow upwards of the core. When the volume ratio occupied by bubbles, that is, the void ratio increases, the neutron moderation characteristics decrease, resulting in a decrease in thermal neutron flux and a decrease in output. In order to avoid this, measures have been taken such as increasing the fission nuclide concentration, that is, the enrichment of the fuel, in areas with a high void ratio, or adding burnable poison to suppress the increase in output in areas with a low void ratio.

したがって、沸騰水型原子炉では炉心上部の燃焼が遅れ
易く、これによってＵ　−２３５：ａ度が相対的に他の
部分より高くなり、また、ボイドによりＰｕ−２３９な
どの核***性核種が生成されるため、炉心上部では原子
炉の停止余裕がきびしくなり易い事はよく知られている
。ざらに、経済性向上を主目的として、運転サイクルの
長期化や燃料の燃焼度向上のための努力が続けられてい
る。この場合も燃料の濃縮度は必然的に高められるので
、原子炉の停止余裕は一段ときびしくなる。Therefore, in a boiling water reactor, combustion in the upper part of the core tends to be delayed, which causes the U-235:a degree to be relatively higher than in other parts, and voids generate fissile nuclides such as Pu-239. It is well known that the margin for reactor shutdown tends to be tight in the upper part of the reactor core. Generally speaking, efforts are being made to lengthen the operating cycle and improve fuel burn-up, with the main purpose of improving economic efficiency. In this case as well, the enrichment of the fuel will inevitably increase, making the margin for reactor shutdown even tighter.

次に、沸騰水型原子炉に用いられた従来の燃料集合体及
び近い将来用いられると期待される燃料集合体の代表例
を図面を参照して説明する。Next, typical examples of conventional fuel assemblies used in boiling water reactors and fuel assemblies expected to be used in the near future will be described with reference to the drawings.

第４図（ａ）および第４図（ｂ）はそれぞれ従来の燃料
集合体の斜視図および燃料集合体を構成する燃料棒の概
略縦断面図でおる。同図（ａ）において、燃料集合体は
水棒（図示せず）と燃料棒２を上部タイプレート４．ス
ペーサ５．下部タイプレート６により固定し、その外側
をチャンネルボックス１で取囲むように構成されている
。燃料棒２は同図（ｂ）に示すように、被覆管７内に燃
料ペレット８を配設し、その上部のガスプレナムにスプ
リング９を設け、上端に上部端栓１０を下端に上部端栓
１１を設けている。FIGS. 4(a) and 4(b) are a perspective view of a conventional fuel assembly and a schematic vertical sectional view of a fuel rod constituting the fuel assembly, respectively. In Figure (a), the fuel assembly includes a water rod (not shown) and a fuel rod 2 connected to an upper tie plate 4. Spacer 5. It is fixed by a lower tie plate 6 and surrounded by a channel box 1 on the outside. As shown in FIG. 2B, the fuel rod 2 has fuel pellets 8 disposed in a cladding tube 7, a spring 9 provided in the gas plenum above the cladding tube, an upper end plug 10 at the upper end, and an upper end plug 11 at the lower end. has been established.

第５図は第４図に示す従来の燃料集合体の横断面図でお
る。チャンネルボックス１内には６２本の燃料棒２と２
本の水棒３が配列されて燃料集合体を構成している。水
棒３は集合体内部で減速材である水が不足するのを抑制
しているが、この水棒３は軸方向に一様であるため炉心
下方では水過剰、上方では水不足になるという問題点が
ある。FIG. 5 is a cross-sectional view of the conventional fuel assembly shown in FIG. 4. Inside the channel box 1 are 62 fuel rods 2 and 2.
The water rods 3 are arranged to form a fuel assembly. The water rods 3 suppress the shortage of water, which is a moderator, inside the reactor assembly, but since these water rods 3 are uniform in the axial direction, there is a problem that there is an excess of water below the core and a lack of water above the core. There is a point.

第６図に示す燃料集合体は前記燃料集合体の特性を改良
するために開発されたものでおり、集合体内部に１本の
太水棒１２を配置して非沸騰水を導入している。しかし
ながら、この例でも炉心下方では水過剰、上方では水不
足になるという問題点がおる。The fuel assembly shown in FIG. 6 was developed to improve the characteristics of the fuel assembly, and one thick water rod 12 is arranged inside the assembly to introduce non-boiling water. . However, even in this example, there is a problem in that there is an excess of water below the core and a shortage of water above the core.

第７図に示す燃料集合体も第５図の燃料集合体の改良で
あり、４つの小チセンネルボックス１３を設け、小チャ
ンネルボックス１３内には沸騰冷却水を、また小チャン
ネルボックス１３相互間の十字状間隙１４には非沸騰冷
却水領域とすることにより、水平方向出力分布の平坦化
を図ったものであるが、このタイプの燃料集合体も炉心
下方では水過剰、上方では水不足になるという問題点か
ある。The fuel assembly shown in FIG. 7 is also an improvement of the fuel assembly shown in FIG. The horizontal power distribution is flattened by creating a non-boiling cooling water region in the cross-shaped gap 14, but this type of fuel assembly also suffers from excess water below the core and insufficient water above it. There is a problem.

第８図に示す燃料集合体は、第７図の燃料棒の改良型と
して開発されたものでおる。この燃料集合体は９ケのサ
ブアセンブリ１５で構成されており、各サブアセンブリ
１５はそれぞれ９本の燃料棒２で構成されている。サブ
アセンブリ１５の間にはやや広い間隙１６が設けられて
いる。この燃料集合体の場合も炉心上下部の水の過不足
問題は解決されていない。The fuel assembly shown in FIG. 8 was developed as an improved version of the fuel rod shown in FIG. This fuel assembly is composed of nine subassemblies 15, and each subassembly 15 is composed of nine fuel rods 2. A rather wide gap 16 is provided between the subassemblies 15. In the case of this fuel assembly as well, the problem of excess and shortage of water in the upper and lower parts of the core has not been resolved.

（発明が解決しようとする問題点） 上述したように、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の発熱部で
ある燃料集合体の最下端では、気泡は発生しないものの
、その他の部分ではどこででも発生し、しかも発生した
気泡は炉心上方（下流）へ流れていく。従って、ＢＷＲ
の気泡割合（ボイド割合）は炉心上方はど高くなる。そ
の結果、中性子の減速特性が低下するので核***割合が
低下することになる。すなわち、燃焼は炉心下方で進み
。(Problems to be Solved by the Invention) As mentioned above, bubbles do not occur at the lowest end of the fuel assembly, which is the heat generating part of a boiling water reactor (BWR), but bubbles occur everywhere else. Moreover, the generated bubbles flow upward (downstream) into the reactor core. Therefore, BWR
The bubble ratio (void ratio) becomes higher above the core. As a result, the rate of nuclear fission decreases because the moderation characteristics of neutrons decrease. In other words, combustion proceeds below the core.

炉心上方で遅れることになる。そこで、炉心上方の出力
の低下を抑制するために、炉心上方の核***核種濃度を
高くすること提案されている。There will be delays above the core. Therefore, it has been proposed to increase the concentration of fission nuclides above the reactor core in order to suppress the decline in power above the reactor core.

ところが、炉心上方でのボイド割合の上昇と核***核種
濃度を高くすることは、原子炉停止時の炉心上部での未
臨界度を浅くすることになる。一方、運転サイクルを長
期化して経済性を向上するためには燃料の濃縮度を更に
高めなければならないが、このことは炉心上部での未臨
界度をますます浅くすることになり、終には原子炉を停
止できなくなる場合も考えられる。すなわちこの点がネ
ックとなって、従来の原子炉炉心では運転サイクルの長
期化が出来ないという問題点があった。However, increasing the void ratio and fission nuclide concentration above the core will reduce the degree of subcriticality at the top of the core when the reactor is shut down. On the other hand, in order to lengthen the operating cycle and improve economic efficiency, it is necessary to further increase the enrichment of the fuel, but this will make the subcriticality in the upper part of the core even shallower, and eventually There may be cases where the reactor cannot be shut down. In other words, this point has become a bottleneck, and conventional nuclear reactor cores have had the problem of not being able to extend the operating cycle.

本発明は上記問題点を解消するためになされたもので、
その目的は、燃料の濃縮度を高くしても原子炉停止を可
能とするとともに軸方向出力分布を改良した沸騰水型原
子炉の炉心を提供することにある。The present invention was made to solve the above problems, and
The purpose is to provide a core for a boiling water reactor that is capable of shutting down the reactor even when the fuel enrichment is high and that has an improved axial power distribution.

［発明の構成］ （問題点を解決するための手段） 上記目的を達成するために、本発明は多数の燃料棒から
なる燃料集合体の軸がそれぞれ垂直で互に平行になるよ
うに規則的に配置された炉心と、この炉心の下方から上
方に向って冷却材を流し、この冷却材の流れの下流で少
くとも気泡が発生する沸騰水型原子炉の炉心において、
前記炉心の発熱部分の上端から一定以上の距離で、冷却
材の通過する空間に占める気泡の体積の割合が相対的に
高く、また原子炉停止時に原子炉の局所的な未臨界度が
浅くなる部分に、厚さ一定の高さ幅を炉心の水平方向に
一定以上の範囲にわたって実質的に核***性核種濃度を
著しく低下させる介在領域を少なくとも１領域設けたこ
とを特徴とするものである。[Structure of the Invention] (Means for Solving the Problems) In order to achieve the above object, the present invention provides a structure in which the axes of a fuel assembly consisting of a large number of fuel rods are arranged regularly so that they are perpendicular and parallel to each other. In the core of a boiling water reactor, the core is located at
At a distance above a certain distance from the upper end of the heat generating part of the reactor core, the proportion of the volume of bubbles occupying the space through which the coolant passes is relatively high, and the local subcriticality of the reactor becomes shallow when the reactor is shut down. The reactor is characterized in that at least one intervening region is provided in the section, which substantially reduces the concentration of fissile nuclides significantly over a certain range or more in the horizontal direction of the reactor core and has a constant height and width.

（作　用） 上記したように、本発明の炉心構成によると、核***性
物質濃度の低い領域（介在領域）を挟んで上下の燃料領
域の中性子相互作用（結合効果）が減少し、その結果停
止中の炉の未臨界度をより大きく（深く）することがで
き、また原子炉運転中の不要な過剰反応度が抑制され、
サイクル末期で過剰反応度がなくなり結合効果がよくな
り、その結果運転サイクルを延長することができる等に
より燃料の健全性が保たれる 先ず、本発明の原理について説明する。(Function) As described above, according to the core configuration of the present invention, the neutron interaction (coupling effect) in the upper and lower fuel regions sandwiching the region with low concentration of fissile material (intervening region) is reduced, resulting in shutdown. The subcriticality of the reactor inside can be made larger (deeper), and unnecessary excessive reactivity during reactor operation can be suppressed.
At the end of the cycle, excess reactivity disappears and the binding effect improves, and as a result, the operating cycle can be extended, and the integrity of the fuel is maintained.First, the principle of the present invention will be explained.

炉心の実効増倍率をｋ。ｆｆとする。（ここでは簡素化
のためｋで表わしｅｆｆ”を省略する）そうすると、修
正１群モデル（軽水炉のｋに関する記述として簡単で信
頼性が高い）では下記のように表わせる。The effective multiplication factor of the core is k. Let it be ff. (Here, it is expressed as k and eff'' is omitted for simplicity.) Then, the modified first group model (which is simple and reliable as a description of k of a light water reactor) can be expressed as follows.

ｋ＝　　　ｋω １＋Ｍ２Ｂ２ ここで、ｋａ）・・・無限増倍率 Ｍ２・・・中性子移動面積 Ｂ２・・・バックリング（ｃｍ−２単位）ｋ■は炉心設
計では、通常、便宜的に各点（又は一定の体積点）にお
ける核***による中性子放出率と中性子吸収率との比と
して取扱われる。k= kω 1+M2B2 Here, ka)...Infinite multiplication factor M2...Neutron transfer area B2...Buckling (cm-2 unit) k■ is usually set at each point (or It is treated as the ratio of the neutron emission rate and neutron absorption rate due to nuclear fission at a given volume point.

Ｍ２はＭ２　＝τ十Ｌ２で表わされる。τはフェルミ年
齢で、炉心設計では高速中性子の移動面積と呼ばれる。M2 is expressed as M2=τ+L2. τ is the Fermi age, which is called the moving area of fast neutrons in core design.

なお、τ＝τＦ十τＥ　（又はτ１＋τ２）でおり、τ
はこのように更に高速（ｆａｓｔ）中性子と熱外（ｅｐ
ｉｔｈｅｒｍａｌ）中性子に分けることもあるが、本発
明ではここまで分けて説明する必要は殆どない。Note that τ = τF + τE (or τ1 + τ2), and τ
In this way, even faster neutrons and epithermal (ep)
(thermal) neutron, but in the present invention there is almost no need to explain them separately.

Ｌ２は熱中性子移動面積（熱中性子拡散係数と吸収断面
積の比で与えられる）、Ｍ＝７７７Ｎは中性子移動距離
、Ｌ＝、／’ＴＴは熱中性子移動距離、また、Ｂ２はバ
ックリング（ｃｍ−２単位）であり、３２〜３　２　＋
８　２で表わせる。３．２は半径Ｚ 方向バックリング、Ｂ７２は軸方向バックリングである
。L2 is the thermal neutron transfer area (given by the ratio of the thermal neutron diffusion coefficient to the absorption cross section), M=777N is the neutron transfer distance, L=, /'TT is the thermal neutron transfer distance, and B2 is the buckling (cm -2 units) and 32 to 3 2 +
8 It can be expressed as 2. 3.2 is a radial Z-direction buckling, and B72 is an axial buckling.

ところで、ｋの値は中性子炉物理学としては臨界近傍で
は体系全体で定義されるが、本発明では、ｋ■に空間依
存性を取り入れる炉心設計の立場に立つので、ｋ値も上
式を用い、空間依存性を取り入れたものとして取扱うこ
とにする。By the way, in terms of neutron reactor physics, the value of k is defined for the entire system in the critical vicinity, but in this invention, we are from the standpoint of core design that incorporates spatial dependence in k, so the value of k is also defined using the above formula. , we will treat it as incorporating spatial dependence.

また動力用原子炉では、Ｍ２　Ｂ２は０．０３〜０．０
５程度、Ｂ２は０．０００１〜０．０００２　（ｃｍ−
２）程度、軸方向は通常平板状であり、炉心の高さをＺ
軸方向反射体面的（軸方向外挿距離ということもある）
をδ＝δ、十δ−（上側＋下側の意）とすれば、で与え
られる。In addition, in power reactors, M2 B2 is 0.03 to 0.0
5, B2 is 0.0001 to 0.0002 (cm-
2) The axial direction is usually flat, and the height of the core is Z
Axial reflector plane (sometimes referred to as axial extrapolation distance)
If δ=δ, 10δ− (meaning upper side + lower side), then it is given by.

反応度、に−１ に 未臨界度’？−−９ｏ　＝ニー１ （未臨界体系を取扱うために反応度の定義で符号を変え
たもの） ９の値は中性子炉物理学における臨界近傍では体系全体
で定義されるが、本発明ではに■に空間依存性を取り入
れる炉心設計の立場に立つので、（ｋ−→に→９）？値
にも空間依存性を取り入れたものとして取扱う。Reactivity, -1 to subcriticality'? −−9o = Knee 1 (sign changed in the definition of reactivity to handle subcritical systems) The value of 9 is defined for the entire system near criticality in neutron reactor physics, but in the present invention, Since I am in the position of designing a reactor core that incorporates spatial dependence into (k−→→9)? The values are treated as incorporating spatial dependence.

したがって、本発明における未臨界度は上記した理由で
空間依存の未臨界度を論じている。炉心体系内でこのよ
うな未臨界度が小さい（臨界に近い）場所が市ると、そ
こが臨界になり易いことを示す指標となる。Therefore, the degree of subcriticality in the present invention refers to a spatially dependent degree of subcriticality for the reasons described above. If such a location with low subcriticality (close to criticality) appears in the core system, it becomes an indicator that that location is likely to become critical.

次に、本発明の作用を第２図を参照して説明する。同図
（ａ）に示すように直方形断面を有する２つの燃料領域
Ｉ、［がおり、その間に幅Ｗの水ギャップが存在するも
のとする。このときの水ギャップＷと中性子増倍率の関
係は同図（ｂ）に示すとおりである。実線は冷態時（原
子炉停止時のように原子炉はほとんど発熱していない状
態）のｋ。ｆｆの水ギャップの広さ依存性を、また破線
は高温時でボイド割合が高い場合のｋ。ｆｆの水ギャッ
プの広さ依存性を示している。比較し易いようにＷ＝０
で両回線が一致するように規格化している。Next, the operation of the present invention will be explained with reference to FIG. Assume that there are two fuel regions I, [ having a rectangular cross section, as shown in FIG. The relationship between the water gap W and the neutron multiplication factor at this time is as shown in the same figure (b). The solid line is k in a cold state (a state in which the reactor generates almost no heat, such as when the reactor is shut down). The dependence of ff on the width of the water gap, and the dashed line is k when the void ratio is high at high temperature. The dependence of ff on the width of the water gap is shown. For ease of comparison, W=0
Standardized so that both lines match.

燃料集合体は最適減速即ち臨界質量が最小になる近傍で
やや減速不足の状態に設計されることが多いので、Ｗが
０かられずかに大きくなると、ｋｅｆｆ値はほぼ一定か
微かに（＋）になることがあるが、Ｗを更に大きくする
とｋ。ｆｆ値はぐんぐん小さくなる。すなわち、燃料領
域（Ｉ＞と（ＩＩ＞の中性子結合作用が目立って小さく
なってくる。その一つの目安として、熱中性子拡散距離
（２０’Ｃの水中で〜２．５ｃｍ　＞が参考になる。Fuel assemblies are often designed in a state where the deceleration is slightly insufficient near the optimum deceleration, that is, the critical mass is minimized, so when W increases slightly from 0, the keff value remains almost constant or slightly (+). However, if W is further increased, k. The ff value becomes smaller and smaller. In other words, the neutron binding effects in the fuel regions (I> and (II>) become noticeably smaller. One guideline for this is the thermal neutron diffusion distance (~2.5 cm in water at 20'C).

次に、体系が高温でボイド割合が高い場合、例えばＢＷ
Ｒ炉心の上部では約２８６℃（水の密度的０．７４）で
、ボイド割合が６０％を越える場合がおる。Next, if the system is high temperature and has a high void fraction, for example, BW
In the upper part of the R core, the temperature is approximately 286°C (water density: 0.74), and the void ratio may exceed 60%.

この場合の実効的な水の密度は２０℃の場合に比べて〜
０．７４ｘ　（１−０，６）　＝　０．３程度となる。The effective density of water in this case is ~ compared to the case of 20℃
0.74x (1-0,6) = approximately 0.3.

熱中性子の拡散距離は定義式から容易に理解できるごと
く、はぼ密度の変化（１→０．３）の逆数に比例する。As can be easily understood from the definition equation, the diffusion distance of thermal neutrons is approximately proportional to the reciprocal of the change in density (1→0.3).

従って、この場合熱中性子拡散距離はＢｃｍ程度となる
。Therefore, in this case, the thermal neutron diffusion distance is approximately Bcm.

水ギャップがこの程度広い場合には、高温でボイド割合
が高い場合でもｋｅｆｆ値は最大値よりやや小さくなる
。その半分程度、即ち４〜５ｃｍ程度の場合にｋ。ｆｆ
値は最大となる。破線に極大値が現われるのは、高温高
ボイド状態では減速材不足となっているからである。即
ち減速不足の状態（ｕｎｄｅｒ　ｍｏｄｅｒａｔｅ状態
）になっており、別に水を導入することによってｋ。ｆ
ｆを大きくすることができる。この状態は２つの燃料領
域工、■が最適の状態におることを示している。When the water gap is as wide as this, the keff value will be slightly smaller than the maximum value even when the void ratio is high at high temperature. k when it is about half that length, that is, about 4 to 5 cm. ff
The value is maximum. The reason why the maximum value appears on the broken line is that there is a shortage of moderator in the high temperature, high void state. In other words, the vehicle is in an under-moderate state, and by separately introducing water. f
f can be increased. This state shows that the two fuel area systems (1) are in an optimal state.

本発明は上記した特性を巧みに応用したものである。す
なわち、燃料が殆ど存在しない領域は凡そ水ギャップの
幅（Ｗ＞に対応し、原子炉が出力を出していない状態で
はギャップによって原子炉のｋ。ｆｆが明らかに低下し
く結合域の弱まっている状態）、高温高ボイド時はｋｅ
ｆｆ値がギャップ導入によって逆に増大するか、殆ど減
少しない範囲の特性を利用するものである。そして、高
温高ボイド時に水不足であった部分に水を導入するので
、中性子減速特性が改善され、これにより出力が改善さ
れることになる。The present invention is a clever application of the characteristics described above. In other words, the region where there is almost no fuel roughly corresponds to the width of the water gap (W>), and when the reactor is not producing output, the gap clearly lowers the k and ff of the reactor and weakens the coupling region. condition), ke at high temperature and high void.
This method utilizes a characteristic in which the ff value increases or hardly decreases due to the introduction of a gap. Since water is introduced into areas that lack water during high-temperature, high-void conditions, neutron moderation characteristics are improved, thereby improving output.

そこで、次に第３図（ａ）に示すように炉心を軸方向に
３分割し２個の介在層が存在する場合について説明する
。図において、各炉心片の未臨界度９１、？２　、Ｓ’
３を求めると次のようになる。Therefore, as shown in FIG. 3(a), a case where the core is divided into three parts in the axial direction and two intervening layers are present will be described next. In the figure, the degree of subcriticality of each core piece is 91, ? 2, S'
When calculating 3, it becomes as follows.

９１＝ｊ−−１ に１ Ｂ１＝８２十８２１２ ８２２＝８　２十ＢＺ２” ８３　”　＝８　２十Ｂｚ３２ ここで、δｉは上下隣接炉心片の影響を取り入れた反射
体節約、３，２は各炉心片とも共通とする。炉心温度が
上昇すると、減速材の温度が上ったりボイドが発生する
。するとｋｃｏｌ　は僅かに変化しく軽水炉では平均的
には減少する）、Ｍｉ２は増加し、δｉの増加によりＢ
２；２は減少する。91=j--1 to 1 B1=828212 822=8 20BZ2"83" =8 20Bz32 Here, δi is the reflector saving that takes into account the influence of the upper and lower adjacent core pieces, and 3 and 2 are each It is also common to the core piece. When the core temperature rises, the temperature of the moderator increases and voids occur. Then, kcol changes slightly and decreases on average in light water reactors), Mi2 increases, and due to the increase in δi, B
2; 2 decreases.

介在層の厚ざｄｌ　、ｄ２を適切に選ぶと、δｉが著し
く増大する。そして、各炉心片は一体的に結合し、軸方
向バックリングは一体化し、ａ２２’＝　＜”Ｌ−＞　
２ Ｚ＋δ となる。逆に炉心温度が下ると、介在層により各炉心片
が分割されたような特徴が現れてくる。これは、炉心温
度が下ると水の密度が上昇し、介在層の水が炉心を上下
に分割遮蔽する働きが現れてくるためである。このよう
に、介在層により冷温時（炉停止時）は炉心片を上下に
分離する機能が増大し、高温時は分離する機能が弱まる
（水の密度が低下するため、実質的に６１　、ｄ２が小
さくなる効果が現れる。これは結合効果といえる。）特
性を有する。ｄｌ　、ｄ２の値を適切に選定すると、高
温時の水（減速材）不足の効果を補う効果も現われて、
介在層が存在しない（ｄｌ、６２部も燃料おり）場合よ
りｋ。ｆｆ値を多少増大させることさえ可能となる。If the thicknesses dl and d2 of the intervening layers are appropriately selected, δi increases significantly. Then, each core piece is integrally connected, the axial buckling is unified, and a22' = <"L->
2 Z + δ. On the other hand, when the core temperature decreases, a feature appears in which each core piece appears to be divided by an intervening layer. This is because as the core temperature falls, the density of water increases, and the water in the intervening layer acts to divide and shield the core into upper and lower regions. In this way, the intervening layer increases the ability to separate the core pieces into upper and lower parts at cold temperatures (when the reactor is shut down), and weakens the ability to separate them at high temperatures (because the density of water decreases, it is effectively 61, d2 (This can be said to be a coupling effect.) If the values of dl and d2 are appropriately selected, the effect of compensating for the lack of water (moderator) at high temperatures will appear.
k than in the case where there is no intervening layer (dl, 62 parts also contains fuel). It is even possible to increase the ff value somewhat.

介在層の厚さは、冷温時（炉停止時）の熱中性子の移動
距離より大きく、高温時（ＢＷＲでは更にボイド発生時
）のそれと同程度かやや小さい程度とするのが最適であ
る。具体的な値として好ましい範囲は３〜８ｃｍ程度で
ある。２ｃｍ未満では冷態時に分離機能が発生せず、ｉ
ｏｃｍ以上では高温時の分離機能は弱まるものの、介在
層が存在しない時に比べて炉心の実効増倍率が減少し、
運転ナイクルの低減を招くため不利である。ＢＷＲでは
介在層の厚さは３〜８ｃｍが好適であり、ＰＷＲでは介
在層の厚さは３〜５ｃｍが好適である。それはＢＷＲで
は冷態から高温になると水の密度は１／３になるので、
中性子移動距離は３倍となるが、ＰＷＲでは冷態から高
温になっても水の密度は０．６５程度にしか減少、従っ
て中性子移動距離も２倍以内にしか増大しない。このよ
うに介在層の厚さが異なる理由の一つは、上記したよう
に介在層が存在する近傍の減速材密度、減速材対燃料体
系比。The thickness of the intervening layer is optimally set to be larger than the travel distance of thermal neutrons at cold temperatures (when the reactor is shut down), and approximately equal to or slightly smaller than that at high temperatures (furthermore, when voids occur in BWR). A preferable specific range is about 3 to 8 cm. If it is less than 2 cm, the separation function will not occur when it is cold, and i
ocm or higher, the separation function at high temperatures weakens, but the effective multiplication factor of the core decreases compared to when there is no intervening layer.
This is disadvantageous because it leads to a reduction in driving costs. In BWR, the thickness of the intervening layer is preferably 3 to 8 cm, and in PWR, the thickness of the intervening layer is preferably 3 to 5 cm. This is because in BWR, the density of water becomes 1/3 when it goes from cold to high temperature.
The distance traveled by neutrons increases three times, but in PWR, the density of water decreases to only about 0.65 even when the temperature changes from cold to high, so the distance traveled by neutrons only increases by a factor of two. One of the reasons for the difference in the thickness of the intervening layer is the density of the moderator in the vicinity of the intervening layer and the ratio of the moderator to the fuel system, as mentioned above.

燃料の中の核***性核種濃度等によって分離・結合効果
が影響を受けるためである。This is because the separation and combination effects are affected by the concentration of fissile nuclides in the fuel.

しかして、介在層が分離効果を発揮する冷態時では、Ｂ
Ｚｉ２が急増するために、各炉心片のｋ。However, in the cold state when the intervening layer exerts a separation effect, B
k of each core piece due to the rapid increase in Zi2.

が減少し、９（未臨界度）が増大する。介在層が結合効
果を発揮する高温運転時では、Ｂ２１２の値は急減し、
好適状態ではほぼ介在層がない状態と等しくなり、ｋ、
は急増する（このに、は介在層なしの時とほぼ等しいか
やや大にすることができる）。decreases and 9 (subcriticality) increases. During high-temperature operation when the intervening layer exerts a binding effect, the value of B212 decreases rapidly,
In a suitable state, it is almost equivalent to a state in which there is no intervening layer, and k,
increases rapidly (in this case, can be approximately equal to or slightly larger than without the intervening layer).

次に、介在層が分離効果および結合効果を発揮する具体
的計算例を示す。Next, a specific calculation example will be shown in which the intervening layer exhibits a separation effect and a bonding effect.

ＢＷＲにおいて、初期平均濃縮度３．７％、燃焼度２８
ＧＷｄ／ｌの体系で、制御棒は部分挿入されていないも
のとする。In BWR, initial average enrichment is 3.7%, burnup is 28
It is assumed that the control rod is not partially inserted in the GWd/l system.

このようなりＷＲでは、炉心上端から１／４長付近で炉
停止中に未臨界度が最も小さくなるので、その部分に介
在層を全炉心に亙っで水平に配置し、介在層の厚さを変
えて計算した。計算体系は冷態時（２０℃）と高温運転
時（２８６°Ｃ，ボイド分布部り）の２種類とし、また
画体系それぞれに対して、介在層の厚さをゼロとしたと
きの炉心の実効増倍率ｋ。ｆｆ　”基準とした。この計
算例を示したのが第３図（ｂ）のグラフである。このグ
ラフから次のことが分る。In such a WR, the degree of subcriticality is lowest during reactor shutdown near the 1/4 length from the top of the core, so the intervening layer is arranged horizontally over the entire core at that part, and the thickness of the intervening layer is Calculated by changing . There are two calculation systems: cold state (20°C) and high-temperature operation (286°C, with void distribution), and for each image system, the core when the thickness of the intervening layer is set to zero. Effective multiplication factor k. The graph in FIG. 3(b) shows an example of this calculation. The following can be seen from this graph.

■冷態時においては、〜５ｃｍ（これが分離効果が顕著
に増加する範囲となる）まで急に減少、それから飽和状
態に向かう。この漸近値は炉心切片（本例では炉心下方
３７４部）のｋ。ｆｆ値になる。(2) In the cold state, it suddenly decreases to ~5 cm (this is the range in which the separation effect increases significantly), and then approaches a saturated state. This asymptotic value is k of the core section (374 parts below the core in this example). ff value.

■高温時においては、≦ｉ　ｏｃｍまではｋ。ｆｆ値は
介在層によって殆ど減少しない。これが結合効果による
もので、特に、３〜５ｃｍ付近ではかえってｋｅｆｆが
増大している。これは高温ボイド時の減速材不足による
熱中性子束不足を介在層から補給する作用が有効に作用
するためである。■At high temperatures, k until ≦iocm. The ff value is hardly reduced by the intervening layer. This is due to the bonding effect, and especially in the vicinity of 3 to 5 cm, keff increases on the contrary. This is because the intervening layer effectively replenishes the lack of thermal neutron flux due to lack of moderator during high-temperature voids.

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

第１図（ａ）は本発明の一実施例の概略縦断面図、同図
（ｂ）は炉心軸方向のボイド割合および未臨界度分布を
示した図である。FIG. 1(a) is a schematic longitudinal sectional view of an embodiment of the present invention, and FIG. 1(b) is a diagram showing the void ratio and subcriticality distribution in the core axis direction.

本実施例では第１図（ｂ）に示す如く未臨界度が一番浅
くなる部位において、炉心全体に亙って燃料のない領域
（介在領域）を水平方向に配置している。その幅は３〜
８ｃｍの範囲にある。この領域の導入によって未臨界度
曲線は点線のように変化するので、未臨界度が大幅に改
善されていることが分る。In this embodiment, as shown in FIG. 1(b), a region without fuel (an intervening region) is arranged horizontally throughout the core at a portion where the degree of subcriticality is the shallowest. Its width is 3~
It is in the range of 8 cm. By introducing this region, the subcriticality curve changes as shown by the dotted line, which shows that the subcriticality has been significantly improved.

本発明は従来の第５〜８図に示す燃料集合体のいずれに
も実施できるので、このことについて以下説明する。Since the present invention can be implemented in any of the conventional fuel assemblies shown in FIGS. 5 to 8, this will be explained below.

第５図では２本の水棒３が挿入されているが、この程度
の水棒３では炉心（従って燃料集合体）の下方では水過
剰とはならないので、そのままの構造として炉心の中央
部から上方に向って適宜本発明による介在領域を実施す
る。In Figure 5, two water rods 3 are inserted, but since water rods 3 of this size will not cause excess water below the core (therefore, the fuel assembly), the structure can be maintained as is from the center of the core. The intervening region according to the invention is implemented accordingly in the upward direction.

第６図では炉心下方でやや水過剰となるので、炉心下方
はこの例より細い水棒とする。これによって冷却に寄与
する全水量が増加するので、熱的余裕が向上する。しか
し、炉心上方では水不足であるため、本発明による介在
領域を実施する。In Figure 6, there is a slight excess of water below the core, so the water rod below the core is made thinner than in this example. This increases the total amount of water that contributes to cooling, thereby improving thermal margin. However, since there is a water shortage above the core, the intervening region according to the present invention is implemented.

第７図は第６図の場合と基本的に同じである。FIG. 7 is basically the same as FIG. 6.

この場合は内部の非沸騰減速材領域を狭くすることがで
きる。In this case, the internal non-boiling moderator region can be narrowed.

第８図では炉心下方でやや水過剰となり、炉心上方で水
不足となる。炉心下方では細径短尺燃料棒を間隙が広い
部分に入れるなどして原子炉出力の向上に寄与させる。In Figure 8, there is a slight excess of water below the core, and a water shortage above the core. Below the reactor core, small-diameter, short fuel rods are inserted into areas with wide gaps to contribute to increased reactor output.

炉心上方では本発明による介在領域を実施する。Above the core, an intervening region according to the invention is implemented.

次の第９図（ａ）　、　（Ｃ）　、　（ｄ）はそれぞれ
本発明にかかる燃料集合体の異なる縦断面図を示すもの
である。すなわち、同図（ａ）は介在層が１個の場合で
あり、同図（ｂ）は同図（ａ）の炉心軸方向のボイド率
分布および炉停止余裕を示した図であり、炉停止余裕が
改善されていることが分る。同図（Ｃ）は介在層が２個
の場合、同図（ｄ）は介在層が３個の場合であり、いず
れも同図（ａ）の場合と同様に炉停止余裕が改善される
。The following FIGS. 9(a), (C), and (d) respectively show different longitudinal cross-sectional views of the fuel assembly according to the present invention. In other words, Figure (a) shows the case where there is one intervening layer, and Figure (b) shows the void ratio distribution and reactor shutdown margin in the core axis direction of Figure (a). It can be seen that the margin has been improved. Figure (C) shows the case where there are two intervening layers, and Figure (d) shows the case where there are three intervening layers, and in both cases, the reactor shutdown margin is improved as in the case of Figure (a).

第１０図（ａ）は本発明の他の実施例の概略縦断面図、
同図（ｂ）は同図（ａ）に示す炉心の軸方向のボイド割
合および未臨界度分布を示した図である。FIG. 10(a) is a schematic longitudinal sectional view of another embodiment of the present invention,
FIG. 5B is a diagram showing the void ratio and subcriticality distribution in the axial direction of the core shown in FIG.

この場合は外周部の集合体には必ずしも本発明による介
在領域を実施しなくてもよい。これは、炉心外周の水に
面しているため、本発明の介在領域を実施してもその効
果が比較的小さいからである。In this case, the intervening region according to the present invention does not necessarily have to be implemented on the outer peripheral assembly. This is because even if the intervening region of the present invention is implemented, the effect thereof is relatively small since it faces the water on the outer periphery of the core.

外周部以外の集合体に設けた介在領域はその軸方向高さ
を必ずしも一致させる必要はない。原子炉停止余裕を最
大にするだけの目的の場合には一致さけ、かつ高さ方向
にサーベイ計算を行って最適な部位にするのがよいが、
逆にいくらか段違いにすると軸方向の出力分布の改善上
有利になる。集合体によっては、核燃料物質を含まない
領域が複数ケあるようにしてもよい。The axial heights of the intervening regions provided in the aggregate other than the outer peripheral portion do not necessarily have to be the same. If the purpose is simply to maximize the margin for reactor shutdown, it is better to avoid matching and perform survey calculations in the height direction to find the optimal location.
On the other hand, it is advantageous to improve the output distribution in the axial direction if the steps are slightly different. Depending on the assembly, there may be a plurality of regions that do not contain nuclear fuel material.

第１１図（ａ）〜（ｄ）は本発明に係るそれぞれ異なる
燃料棒の縦断面図である。FIGS. 11(a) to 11(d) are longitudinal sectional views of different fuel rods according to the present invention.

すなわち、同図（ａ）で示す燃料棒は被覆管２０内に燃
料物質を含まない領域をもち、この領域は５ｃｍ程度と
され、グラファイト２１が挿入されている。That is, the fuel rod shown in FIG. 2A has a region containing no fuel material in the cladding tube 20, and this region is about 5 cm, and graphite 21 is inserted therein.

グラファイト２１は高温特性が優れており、かつ熱中性
子の吸収が少なく、減速材としての機能も有する最適な
例の一つである。低密度（多孔質）のＡｊ２０３　、Ｚ
ｒＯ２等は、減速特性は優れていないものの耐熱特性が
よく、中性子吸収の少ない物質を用いることもできる。Graphite 21 is one of the best examples as it has excellent high-temperature properties, absorbs few thermal neutrons, and also functions as a moderator. Low density (porous) Aj203, Z
Although rO2 and the like do not have excellent moderation properties, they have good heat resistance properties, and substances that absorb little neutrons can also be used.

中実のグラファイトの代りに、中空グラファイト、中空
Ａｊｚ　０３　。Instead of solid graphite, hollow graphite, hollow Ajz 03.

ＺｒＯ２，中空天然ウラン、中空減損ウランなどを用い
、中空部をガスプレナムとして利用してもよい。ZrO2, hollow natural uranium, hollow depleted uranium, etc. may be used, and the hollow portion may be used as a gas plenum.

この領域に要求される特性で最も重要な点は、サイクル
末期で熱中性子吸収率がこの領域を挟む燃料領域より小
さいことである。このグラファイト２１に隣接する燃料
物質では、２ｃｍ程度（多くても５ｃｍ）の範囲で出力
ピーク（スパイク）が生じ、燃料の健全性上不利である
ため、軸心近傍にのみ可燃性毒物を含むペレット２２が
それぞれ２ケ（約２ｃｍ）ずつ配置されている。これら
のペレット２２は外周には毒物が含まれていないため、
出力は運転サイクル全般にわたって比較的変動が少ない
。The most important characteristic required for this region is that the thermal neutron absorption rate at the end of the cycle is lower than the fuel region that sandwiches this region. In the fuel material adjacent to this graphite 21, an output peak (spike) occurs in a range of about 2 cm (at most 5 cm), which is disadvantageous in terms of the health of the fuel, so pellets containing burnable poison only near the axis 22 (approximately 2 cm) each. These pellets 22 do not contain toxic substances on their outer periphery, so
Power output is relatively constant over the entire driving cycle.

サイクル末期に近づくにつれて毒物の吸収特性が消滅し
、この部分の出力が緩やかに上昇するように設計する。The design is such that as the end of the cycle approaches, the absorption characteristics of toxic substances disappear and the output of this part gradually increases.

この時、グラファイトを挟んだ上下の熱中性子の相互作
用（結合効果）が上昇し、炉心の余剰反応度（ｋｅＸｃ
ｅｓｓ）が回復する。この結果、原子炉はより長い期間
運転を続けることができる、すなわち運転サイクルの長
期化が可能になる。At this time, the interaction (coupling effect) between thermal neutrons above and below the graphite increases, and the excess reactivity of the core (keXc
ess) will recover. As a result, the reactor can continue to operate for a longer period of time, ie, the operating cycle can be extended.

しかして、サイクルの終り頃、余剰反応度（ｋｅｘｃｅ
ｓｓ）は減少するのが通常であるが、本発明では減少が
始まる時点で、グラファイトを挟む上下の結合効果がこ
の可燃性毒物の毒物作用消滅により上昇し、この結果ｋ
ｅｘｃｅｓｓが上昇するというユニークな現象を引き起
こすことができる。なお、２３は燃料ペレットである。However, towards the end of the cycle, excess reactivity (kexce
Normally, k
This can cause a unique phenomenon in which excess increases. Note that 23 is a fuel pellet.

物質濃度の低い領域（以下介在領域という）を挟んだ上
下の燃料領域の中性子相互作用（結合効果）が減少し、
その結果停止中の炉の未臨界度をより大きくすることが
出来る。The neutron interaction (coupling effect) in the upper and lower fuel regions sandwiching the region with low material concentration (hereinafter referred to as the intervening region) decreases,
As a result, the degree of subcriticality of the reactor during shutdown can be increased.

第１１図（ｂ）に示す燃料棒と同図（ａ）の燃料棒との
違いは、グラファイト２１の代りに熱中性子吸収断面積
の小ざいジルカロイ製の管２４を挿入した点にある。こ
の例では多くの変形が考えられる。すなわち、 （１）ガスプレナムとして利用する場合は非密封管とす
る。The difference between the fuel rod shown in FIG. 11(b) and the fuel rod shown in FIG. 11(a) is that a tube 24 made of Zircaloy with a small thermal neutron absorption cross section is inserted instead of graphite 21. Many variations on this example are possible. (1) When used as a gas plenum, use unsealed pipes.

（２）ＺｒＨ２（ジルコニウムハイドライド、水素化ジ
ルコニウム等と呼ぶ）を高密度充填する場合ではＺｒＨ
２は正確にはＺｒＨｘ　（０＜ｘ＜２＞と書くべきで、
Ｘが大きい捏水発明の目的には望ましいが、Ｘが大きく
なると脆くなり易いので一般には管に密封しておくのが
望ましい。管内には比較的小さな空隙を、ＺｒＨｚから
僅かに放出されるＨ２のガスプレナムとして使うために
設ける。(2) When ZrH2 (referred to as zirconium hydride, zirconium hydride, etc.) is densely packed, ZrH
2 is exactly ZrHx (should be written as 0<x<2>,
A large value of X is desirable for the purpose of the water repellent invention, but a large value of X tends to make it brittle, so it is generally desirable to seal it in a tube. A relatively small air gap is provided within the tube to serve as a gas plenum for the small amount of H2 released from the ZrHz.

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

ジルカロイ製管２４と燃料ペレット２３との間には小さ
な断熱材ペレット２５．　Ａｊ！ｚ　０３　、　ＺｒＯ
２。A small heat insulating material pellet 25 is placed between the Zircaloy tube 24 and the fuel pellet 23. Aj! z 03 , ZrO
2.

減損ウラン等を介在させて燃料健全性の向上を図ってい
る。断熱材ペレット２５は熱中性子吸収特性が運転サイ
クル末期において小ざいものとすべきである。従って可
燃性毒物を添加したＡｊ２０３−Ｇｄ２０３　、減１ｄ
ウランＵＯ２−Ｇｄｚ　０３ペレツトのようなものが好
適でおる。ジルカロイ製管２４の軸方向に隣接する燃料
ペレットでは、その端面から２ＣＩＩｌ程度（長くて５
ｃｍ程度）までは可燃性毒物を入れたペレット２２を配
置するのが好適である。図（ｂ）では細径Ｇｄペレット
を挿入した燃料ペレット２２を示しているが、ペレット
全体にＧｄを混入してもよく、同図（ａ）および同図（
Ｃ）に示す燃料棒についても同様にペレット全体にＧｄ
を混入してもよい。Efforts are being made to improve fuel integrity by intervening depleted uranium, etc. The heat insulating material pellets 25 should have small thermal neutron absorption properties at the end of the operating cycle. Therefore, Aj203-Gd203 with burnable poison added, reduced by 1d
Uranium UO2-Gdz03 pellets are preferred. For fuel pellets adjacent in the axial direction of the Zircaloy tube 24, approximately 2 CIIl (at most 5
It is preferable to arrange pellets 22 containing a burnable poison up to a depth of about 1 cm). Although Figure (b) shows the fuel pellet 22 in which a small diameter Gd pellet is inserted, Gd may be mixed into the entire pellet, and Figure (a) and (
Similarly, for the fuel rod shown in C), Gd is applied to the entire pellet.
may be mixed.

第１１図（Ｃ）に示す燃料棒と同図（ｂ）の燃料棒との
違いは水を導入する構成にしている点である。The difference between the fuel rod shown in FIG. 11(C) and the fuel rod shown in FIG. 11(b) is that they are configured to introduce water.

すなわち、同図（ｂ）の燃料棒のジルカロイ製管がある
部分の被覆管２０に通水孔２６を上下に設けるとともに
この通水孔２６の上下にそれぞれ中間プラグ２７と断熱
材ペレット２５を配置し、さらに上方のみは可燃性毒物
を入れたペレット２２設けてから上下それぞれに燃料ペ
レット２３を配置したことである。That is, water holes 26 are provided above and below in the cladding tube 20 of the fuel rod in the part of the fuel rod shown in FIG. Furthermore, after providing pellets 22 containing a burnable poison only in the upper part, fuel pellets 23 are arranged in the upper and lower parts respectively.

第１１図（ｄ）に示す燃料棒と同図（ａ）の燃料棒との
違いはグラファイト（Ａｊ２０３　、Ｚｒ０ｚ　。The difference between the fuel rod shown in FIG. 11(d) and the fuel rod shown in FIG. 11(a) is that they contain graphite (Aj203, Zr0z).

Ａｊｚ　０３−ＺｒＯ２などでもよい）に可燃性毒物を
添加した介在層２８を設けた点である。この実施例によ
ると、燃料に可燃性毒物を入れないので、製造上のメリ
ットが生じる。The point is that an intervening layer 28 is provided in which a burnable poison is added to Ajz 03-ZrO2, etc.). This embodiment provides manufacturing advantages because no burnable poison is added to the fuel.

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

（１）原子炉停止時はボイドもなく、水温も低くく水の
密度が高いので、熱中性子の拡散距離は小さいが、本発
明の炉心構成によると、核***性物質濃度の低い領域（
介在領域）を挟んで上下の燃料領域の中性子相互作用（
結合効果）が減少し、その結果停止中の炉の未臨界度を
より大きく（深く）することができる。(1) When the reactor is shut down, there are no voids, the water temperature is low, and the water density is high, so the diffusion distance of thermal neutrons is small.
Neutron interaction (intervening region) in the upper and lower fuel regions (
(coupling effect) is reduced, so that the subcriticality of the reactor during shutdown can be made greater (deeper).

（２）高温高ボイド運転時は、水の平均密度が大幅に低
下し、その結果、熱中性子拡散距離が大幅（２〜３倍）
に延びる。その結果、介在領域を挟／υだ結合効果が向
上し、実効増倍率は核***性物質濃度が著しく減少した
領域がおるにもかかわらず、反って僅かではあっても増
大させることができる。介在＠賊の導入により不利にな
らない。(2) During high-temperature, high-void operation, the average density of water decreases significantly, and as a result, the thermal neutron diffusion distance increases significantly (2 to 3 times)
Extends to. As a result, the coupling effect across the intervening region is improved, and the effective multiplication factor can be increased, albeit slightly, despite the fact that there is a region where the concentration of fissile material is significantly reduced. There will be no disadvantage due to the introduction of intervening @bandits.

（３）介在領域ないしそれに隣接する部分の限定した範
囲に可燃性毒物を添加し、運転サイクル末期が近付いた
頃に毒作用が消滅するように設計することは容易であり
、その場合、サイクル末期に近付くまでは、その可燃性
毒物が熱中性子を吸収して高温高ボイド運転中でも結合
効果が抑えられる。即ち、運転中の不要な過剰反応度が
抑制され、サイクル末期で過剰反応度がなくなり、やむ
をえずサイクルを終了させざるを得ないような時点で結
合効果がよくなり、過剰反応度が供給される。(3) It is easy to add a burnable poison to a limited range of the intervening region or the area adjacent to it, and design it so that the poisonous effect disappears near the end of the operating cycle. Until the temperature approaches , the burnable poison absorbs thermal neutrons and the binding effect is suppressed even during high-temperature, high-void operation. In other words, unnecessary excess reactivity during operation is suppressed, the excess reactivity disappears at the end of the cycle, and at the point when the cycle has no choice but to end, the binding effect improves and excess reactivity is supplied. .

この結果運転サイクルを延長することができる。As a result, the operating cycle can be extended.

（４）本発明では、介在領域またはそれに軸方向に隣接
する燃料の限られた部分に可燃性毒物が効果的に配置さ
れるので、出力ピーク（出力スパイク）は発生せず、従
って燃料の健全性が保たれる。(4) In the present invention, since the burnable poison is effectively placed in a limited portion of the fuel in or axially adjacent to the intervening region, power peaks (power spikes) do not occur and therefore the fuel integrity Maintains sexuality.

ざらに、上下のカップリングがボイド率の上昇によって
良くなるために、過大な負のボイド係数を緩和する性質
がある。Roughly speaking, since the coupling between the upper and lower sides improves as the void ratio increases, it has the property of alleviating an excessively negative void coefficient.

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

第１図（ａ）は本発明の一実施例の概略縦断面図、同図
（ｂ）は炉心軸方向のボイド割合および未臨界度分布を
示した図、第２図（ａ）および（ｂ）は本発明の詳細な
説明するための図、第３図（ａ）および（ｂ）は本発明
に係わる炉心の特性を説明するための図、第４図（ａ）
および第４図（ｂ）はそれぞれ従来の燃料集合体の斜視
図および燃料集合体を構成する燃料棒の概略縦断面図、
第５図は第４図に示す従来の燃料集合体の横断面図、第
６図〜第８図はいずれも異なる従来の燃料集合体の横断
面図、第９図（ａ）　、　（Ｃ）　、　（ｄ）はそれぞ
れ本発明に係る燃料集合体の異なる縦断面図、同図（ｂ
）は同図（ａ）の炉心軸方向のボイド率分布および炉停
止余裕を示した図、第１０図（ａ）は本発明の他の実施
例の概略縦断面図、同図（ｂ）は同図（ａ）炉心軸方向
のボイド割合および未臨界度分布を示した図、第１１図
（ａ）〜（ｄ）はそれぞれ本発明に係る燃料棒の異なる
縦断面図である。 １・・・チャンネルボックス ２・・・燃料棒 ３・・・水棒 １２・・・太水棒 １３・・・小チャンネルボックス １４、１６・・・間隙 １５・・・サブアセンブリ ２０・・・被覆管 ２１・・・グラファイト ２２・・・可燃料毒物を含むペレット ２３・・・燃料ペレット ２４・・・ジルカロイ製管 ２５・・・断熱材ペレット ２６・・・通水孔 ２７・・・中間プラグ ２８・・・介在物 （８７３３）代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ほか　
１名） 第１図 （ａ） 第２図 （ａ） 水（−７７・偽ｊユ２　ＣｕＰ） （ｂ） 第３図 第５図 第６図 第７図 第８図 ′＋：？ヱ・ト （ｂ）　　　　　　（ａ＞　　　　　（ｃ）　　　　（
ｄ）（ｂ）（ａ） 第１０図 第１ （ｃ）　　　　　　　（ｄ） ｒ図FIG. 1(a) is a schematic vertical cross-sectional view of an embodiment of the present invention, FIG. 1(b) is a diagram showing the void ratio and subcriticality distribution in the core axis direction, and FIGS. 2(a) and (b) ) is a diagram for explaining the present invention in detail, FIGS. 3(a) and (b) are diagrams for explaining the characteristics of the reactor core according to the present invention, and FIG. 4(a)
and FIG. 4(b) are a perspective view of a conventional fuel assembly and a schematic vertical cross-sectional view of fuel rods constituting the fuel assembly, respectively.
Figure 5 is a cross-sectional view of the conventional fuel assembly shown in Figure 4, Figures 6 to 8 are cross-sectional views of different conventional fuel assemblies, and Figures 9(a) and (C). , (d) are different longitudinal sectional views of the fuel assembly according to the present invention, and (b)
) is a diagram showing the void fraction distribution and reactor shutdown margin in the core axis direction of Figure 10 (a), Figure 10 (a) is a schematic vertical cross-sectional view of another embodiment of the present invention, and Figure 10 (b) is 11(a) is a diagram showing the void ratio and subcriticality distribution in the core axial direction, and FIGS. 11(a) to 11(d) are respectively different vertical cross-sectional views of the fuel rod according to the present invention. 1...Channel box 2...Fuel rod 3...Water rod 12...Thick water rod 13...Small channel box 14, 16...Gap 15...Subassembly 20...Coating Pipe 21...Graphite 22...Pellet containing fuelable poison 23...Fuel pellet 24...Zircaloy pipe 25...Insulating material pellet 26...Water hole 27...Intermediate plug 28 ...Inclusions (8733) Agent Patent Attorney Yoshiaki Inomata (and others)
1 person) Figure 1 (a) Figure 2 (a) Water (-77・False Jyu2 CuP) (b) Figure 3 Figure 5 Figure 6 Figure 7 Figure 8 '+:? E・To (b) (a> (c) (
d) (b) (a) Figure 10 1 (c) (d) Figure r

Claims (7)

【特許請求の範囲】[Claims] （１）多数の燃料棒からなる燃料集合体の軸がそれぞれ
垂直で互に平行になるように規則的に配置された炉心と
、この炉心の下方から上方に向って冷却材を流し、この
冷却材の流れの下流において少くとも気泡が発生する沸
騰水型原子炉の炉心において、前記炉心の発熱部分の上
端から一定以上の距離で、冷却材の通過する空間に占め
る気泡の体積の割合が相対的に高く、また原子炉停止時
に原子炉の局所的な未臨界度が浅くなる部分に、厚さ一
定の高さ幅を炉心の水平方向に一定以上の範囲にわたっ
て実質的に核***性核種濃度を著しく低下させる介在領
域を少なくとも１領域設けたことを特徴とする沸騰水型
原子炉の炉心。(1) A core that is regularly arranged so that the axes of fuel assemblies consisting of a large number of fuel rods are perpendicular and parallel to each other, and a coolant is flowed from the bottom to the top of this core to cool the core. In the core of a boiling water reactor in which at least bubbles are generated downstream of the flow of material, at a distance of more than a certain distance from the upper end of the heat generating part of the core, the proportion of the volume of the bubbles in the space through which the coolant passes is relative. In addition, in areas where the local subcriticality of the reactor becomes shallow when the reactor is shut down, the fissile nuclide concentration is substantially reduced over a certain range in the horizontal direction of the reactor core with a constant height and width. 1. A reactor core for a boiling water reactor, characterized in that it is provided with at least one intervening region that significantly lowers the temperature. （２）前記介在領域の高さ方向幅は原子炉出力運転中に
おける熱中性子拡散距離ないしその２倍の距離以内でか
つ原子炉冷態停止時における熱中性子拡散距離ないしそ
の距離より大きいことを特徴とする特許請求の範囲第１
項記載の沸騰水型原子炉の炉心。(2) The width in the height direction of the interposed region is within the thermal neutron diffusion distance during reactor power operation or twice that distance, and is larger than the thermal neutron diffusion distance during cold reactor shutdown or that distance. Claim 1:
The core of the boiling water reactor described in Section 1. （３）前記介在領域は燃料棒の内部にグラファイト、ベ
リリウム、水素化ジルコニウムなどの固体減速材が充填
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
の沸騰水型原子炉の炉心。(3) The core of the boiling water reactor according to claim 1, wherein the intervening region is filled with a solid moderator such as graphite, beryllium, or zirconium hydride inside the fuel rod. . （４）前記介在領域は燃料棒の内部に燃料ペレット間隔
を保持するスペーサの機能を有するガスプレナムが構成
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
の沸騰水型原子炉の炉心。(4) The core of the boiling water reactor as set forth in claim 1, wherein the intervening region constitutes a gas plenum that functions as a spacer for maintaining fuel pellet spacing within the fuel rods. . （５）前記介在領域は燃料棒の内部に減速材としての水
を導入したことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載
の沸騰水型原子炉の炉心。(5) The core of a boiling water reactor according to claim 1, wherein the intervening region introduces water as a moderator into the interior of the fuel rod. （６）前記介在領域はサイクル末期に近づくにつれて中
性子吸収特性が燃焼してほとんど消滅する濃度の可燃性
毒物を含有する環状核燃料物質の中央部にグラファイト
のような耐熱性固体減速材を挿入したペレット形状をし
ていることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の沸
騰水型原子炉の炉心。(6) The intervening region is a pellet in which a heat-resistant solid moderator such as graphite is inserted in the center of a ring-shaped nuclear fuel material containing a burnable poison at a concentration where the neutron absorption properties burn out and almost disappear as the cycle approaches the end of the cycle. The core of a boiling water nuclear reactor according to claim 1, characterized in that it has a shape. （７）前記介在領域に隣接する燃料棒内の１ｃｍないし
５ｃｍ以内の燃料ペレットに、サイクル末期に近づくに
つれて中性子吸収特性が燃焼してほとんど消滅する濃度
の可燃性毒物を含有させたことを特徴とする特許請求の
範囲第１項ないし第４項記載の沸騰水型原子炉の炉心。(7) The fuel pellets within 1 cm to 5 cm in the fuel rod adjacent to the intervening region contain a burnable poison at a concentration such that the neutron absorption properties burn out and almost disappear as the end of the cycle approaches. A boiling water reactor core according to claims 1 to 4.