JPS6337290A - 燃料集合体および沸騰水型原子炉 - 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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、燃料集合体及び沸騰水型原子炉に係り、特に
軽水減速型原子炉の高転領域に使用するのに好適な燃料
集合体及び高転換領域を有する沸騰水型原子炉に関する
。

〔従来の技術〕

軽水減速型原子炉（以下、軽水炉と略す。）での核燃料
の利用方法は、ワンススル一方法及びリサイクル方法に
大別される。ワンススル一方法は、濃縮ウランを核燃料
とし、原子炉から取り出された使用済燃料に含まれてい
る核燃料物質（燃料親物質及び核分裂性物質を含む）の
どの成分も軽水炉で再利用しない（リサイクルしない）
方法である。この方法は、燃料再処理の費用がウラン濃
縮の費用を上回っている場合には、燃料サイクル費の面
で有利な方法である。ワンススル一方法で核燃料物質の
有効利用を図る方法の−っは、燃料物質の取出し燃焼度
を大きくする。すなわち、高燃焼度化を実現することで
ある。高燃焼度を実現するには、ウラン２３５の濃縮度
を高める必要がある。ところが、濃縮度を高めると次の
ような問題が生じる。新燃料集合体の濃縮度が高くてし
かも燃料集合体の取出燃焼度が大きいため、中性子無限
増倍率の大きく異なる燃料集合体が炉心内に混在するこ
とになる。このため各燃料集合体の出力分担割合に差が
生じ出力ミスマツチが大きくなり、出力ビーキングが増
大する。また、濃縮度の増加に伴ない燃焼初期で制御し
なければならない余剰７反応度が増大する。

以上に述べた問題点を解決し、高濃縮ウラン燃料を使用
し高燃焼度を実現するための軽水炉である加圧木型原子
炉の炉心構成が、特開昭６１−１２９５９４号公報に記
載されている。この炉心では、燃料親物質であるウラン
２３８から核分裂性物質（プルトニウム２３９等）への
転換を良くし、なおかつ、炉心内で生産された核分裂性
プルトニウムおよび濃縮されたウラン２３５を効率よく
燃やし切り、ワニススル一方法で核燃料物質の有効利用
をねらっている。具体的には、第１３図に示すように炉
心１を半径方向に仕切り部材２にて２領域に分割し、こ
れらの領域の水素対ウラン原子数比（以下、γＨ八と記
す）を変えている。このような炉心１は、高転換領域に
第１４図に示すγｕ／ｕの小さな燃料集合体Ａ（γＨ／
Ｕ＝１．０）を装荷し、第１５図に示すγＨ／Ｕの大き
な燃料集合体Ｂ（γＨ八へ５．０　）を燃焼領域に装荷
することによって構成される。燃料集合体Ａ及びＢは、
正三角形格子に配列された多数の燃料棒３を有しており
、燃料集合体Ｂは可燃性毒物入りの燃料棒４を有してい
る。燃料集合体Ａは、可燃性毒物入り燃料棒を有してい
ない。燃料集合体Ａは、炉心滞在期間の前半で仕切り部
材２より内側の高転換領域に装荷され、燃料集合体Ｂに
再組立てされた後に炉心滞在期間の後半で仕切り部材２
より外側の燃焼領域に装荷される。すなわち、燃料集合
体は、炉心滞在期間前半にγＨ／１１が小さく中性子ス
ペクトルの硬い領域（高転換領域）に装荷されて燃料親
物質の核分裂性物質への転換が図られ、炉心滞在期間後
半にγＨ／ＩＪが大きく中性子スペクトルの軟い領域（
燃焼領域）に装荷されて核分裂性物質が効率よく燃焼さ
れる。このときの、中性子無限増倍率の燃焼度依存性を
第１６図に示す。高濃縮度ウラン燃料である新燃料が装
荷される高転換領域は、中性子無限増倍率が低くしがも
燃焼の進んだ燃料集合体が装荷される燃焼領域は中性子
無限増倍率が高くなるため、出力ミスマツチを低減でき
、また新燃料集合体の余剰反応度を低く抑えることがで
きる。

〔発明が解決しようとする問題点〕

さて、前述したような特徴を持つ炉心を軽水炉の一種で
ある沸騰水型原子炉で構成すると、発明者等の検討によ
り次のような問題が生じることが明らかとなった。沸騰
水型原子炉では、冷却材と減速材の機能詮兼備した軽水
を炉心下部より流入させて炉心内の燃料集合体からの除
熱を行う。この過程で、軽水は非沸騰状態から沸騰状態
へ遷移する。このときの軽水の密度変化に伴う反応度変
化が、稠密格子からなる燃料集合体を装荷した高転換領
域において、従来の沸騰水型原子炉に比べ大きくなると
いう問題が生じることが解った。また、原子炉運転時と
冷温停止状態との反応度差（炉停止余裕）も同様に従来
に比べ大きくなることも判明した。

本発明の目的は、ボイド量の変化に伴う反応度変化を低
減できる燃料集合体及び沸騰水型原子炉を提供すること
にある。

〔問題点を解決するための手段〕

上記の目的は、燃料集合体内における冷却材流路の占め
る体積ＶＣと核燃料物質の占める体積ＶＦとの比率ＲＦ
　　（＝ＶＣ／ＶＦ　）が１．５以下でしかも中性子の
運動エネルギが１電子ボルト以下である中性子エネルギ
領域において少なくとも１つの共鳴エネルギを有する中
性子吸収核種からなる可燃性毒物を含有することによっ
て達成できる。なお、中性子の運動エネルギが１電子ボ
ルト以下の中性子エネルギ領域を熱中性子エネルギ領域
といい、熱中性子エネルギ領域のエネルギを有する中性
子を熱中性子という。

〔作用〕

体積ＶＣと体積ＶＦとの比率ＲＦが１．５以下の燃料集
合体では、１電子ボルト以下の中性子エネルギ領域にお
いて少なくとも１つの共鳴エネルギを有する中性子吸収
核種からなる可燃性毒物は、比率ＲＦの減少に伴って毒
物反応度価値が大きく減少する特性を有している。従っ
て、比率ＲＦが１．５以下の燃料集合体では、上記可燃
性毒物の毒物反応度価値が比率ＲＦの大きい（ボイド量
が少ない）時に大きくなり、その毒物反応度価値が比率
Ｒｐの小さい（ボイド量が多い）時に小さくなり、ボイ
ド量の変化に伴う燃料集合体の反応度変化を低減できる
。

〔実施例〕

本発明は、発明者等が稠密格子の燃料集合体を沸騰水型
原子炉内に装荷した状態での可燃性毒物の状態での可燃
性毒物の振舞を検討することによってなされたものであ
る。以下、この検討結果について説明する。

従来の沸騰水型原子炉に用いられる代表的な可燃性毒物
としては、ホウ素（Ｂ）とガドリニウム（Ｇｄ）がある
。従来の沸騰水型原子炉では、可燃性毒物は余剰反応度
の抑制のために用いられていた。すなわち、燃焼サイク
ル初期において新燃料集合体がもつ過剰な反応度を抑え
るために用いられていた。

第９図は、ホウ素とガドリニウムの毒物反応度価値を燃
料集合体内の水素対ウラン原子数比との関係で示したも
のである。従来の沸騰水型原子炉；、１ア４よ、。□＃
＋ｑｏａ１カ□□□□。

体の軸方向の単位長さ当りにおける冷却材流路の占める
体積ＶＣと核燃料物質の占める体積ＶＦとの比率ＲＦが
１．５　（水素対ウラン原子数比で３．０）よりも大き
な値を有している。例えば、特開昭５７−７４６８９号
公報は、冷却材流路断面積の燃料断面積に対する比（比
率ＲＦと同じ）が１．７１の燃料集合体（２頁、下部左
欄、１５及び１６行）、上記比が１．９以上の燃料集合
体（１頁、左欄９及び１０行）を述べている。第９図か
ら明らかであるように、従来の沸騰水型原子炉では、ホ
ウ素またはガドリニウムを用いた場合、ボイドが変化し
ても毒物反応度価値はほぼ一定である。すなわち、減速
材である軽水（冷却材でもある）のボイド発生や、運転
時と冷温停止時の温度差により減速材の密度が変化して
も、毒物反応度価値の変化幅が小さい。

これに対し、比率ＲＦが１．５　（水素対ウラン原子数
比が３）以下の場合には、ホウ素とガドリニウムで毒物
反応度価値の変化の仕方が大きく異なる。ホウ素の場合
には、比率ＲＦが１．５以下であっても従来の沸騰水型
原子炉と同様に毒物反応度価値の変化が小さいのに対し
、ガドリニウムの場合には、第９図に示すように比率Ｒ
Ｆが１．５以下になると毒物反応度価値の変化が大きく
、急激に低下する。すなわち、減速材の密度が変化した
ときに、ガドリニウムによって制御される反応度が大き
く変化することになる。水素対ウラン原子数比が３．０
以下の場合、水素対ウラン原子数比が小さい（比率ＲＦ
が小さい）ときガドリニウムによる毒物反応度価値が小
さく、水素対ウラン原子数比が大きい（比率ＲＦが大き
い）ときガドリニウムによる毒物反応度価値も大きい。

このことは、ボイドの発生しない場合及び原子炉の冷温
停止時にガドリニウムによって制御される反応度が大き
く、ボイド率が高い場合にはガドリニウムによって制御
される反応度が小さくなることを意味する。

第１０図に、比率ＲＦが１．２の場合の、ガドから明ら
かなように、ボイド率７０％のときの反応度差は、ボイ
ド率０％のとき反応度差の約２分の１となる。このよう
に、比率ＲＦが１．５以下でガドリニウムを含む場合に
は、ボイド率０％とボイド率７０％での反応度差が小さ
くなる。従って、燃料集合体の軸方向に対しては、ボイ
ドの少ない燃料集合体下部とボイドの多い燃料集合体上
部との反応度差が小さくなり、燃料集合体の軸方向の出
力分布の平坦化が図られることになる。さく１１） らに、沸騰水型原子炉の冷温停止時には、炉心内でボイ
ドが発生しなく、しかも沸騰水型原子炉の運転時のボイ
ドＯ％のときよりもさらに水素対ウラン原子数比が大き
くなるので、ガドリニウムによって制御される反応度が
より大きくなる。このため、沸騰水型原子炉の運転状態
とその冷温停止状態との反応度差が小さくなり、炉停止
余裕が向上する。

第１１図は燃料集合体内のガドリニウム入り燃料棒本数
割合に対する沸騰水型原子炉の運転状態と冷温状態との
反応度差の変化を示したものである。全燃料棒の１０％
にガドリニウムを添加すると、沸騰水型原子炉の運転状
態と冷温状態との反応度差が２５％低減できる。

さて、以上に述べたような、ホウ素とガドリニウムの毒
物としての性質の差は、これらの中性子吸収核種の中性
子エネルギに対する反応断面積の変化の違いに起因する
。沸騰水型原子炉における毒物の作用を決定するのは、
熱中性子エネルギ領域すなわち中性子エネルギが１電子
ボルト以下での中性子吸収核種の反応断面積の振舞いで
ある。

第１２図に、ガドリニウムの熱中性子エネルギ領域の反
応断面積を示す。第１２図から明らかなように、中性子
エネルギが０．０３　ｅ　Ｖ以上に増加すると、ガドリ
ニウムの反応断面積の減少割合が急激に増大する。これ
は、中性子エネルギ０．０３ｅＶの位置にガドリニウム
の共鳴エネルギが存在しているために生じるものである
。これに対し、ホウ素の場合には熱中性子エネルギ領域
に共鳴エネルギが存在せず上述のような振舞は見られな
い。

゛第１２図において、ホウ素の毒物反応度価値は、γ）
ｌ／Ｕが１．５以下になると急激に低下している。

この現象は、燃料物質の影響によって生じるものであり
、共鳴によるものではない。このような中性子エネルギ
に対する反応断面積の変化の違いが毒物としての作用の
違いをもたらしている。熱中性子エネルギ領域に共鳴エ
ネルギを有する中性子吸収核種には、ガドリニウムの他
、カドミウム。

サマリウム、タンタル等があり、これらの中性子吸収核
種でもガドリニウムと同様の効果が得られる。

以上述べた検討結果に基づいて得られた本発明の実施例
を以下に述べる。

沸騰水型原子炉の炉心内の高転換領域（比率ＲＦが１．
５以下の領域）に装荷される本発明の好適な一実施例で
ある燃料集合体を第１図及び第２図に基づいて説明する
。

本実施例の燃料簗合体Ａｓは、複数の燃料棒１５、制御
棒案内管２５．下部タイプレート１６゜上部タイプレー
ト１７及びスペーサ１８を有している。２１はハンドル
である。燃料棒１５は、燃料棒１５Ａ、１５Ｂ及び１５
Ｃの３種類がある。

燃料棒１５Ａ〜１５Ｇは、それぞれ濃縮ウランの燃料ペ
レットを有している。燃料棒１５Ａ〜１５Ｃのうち燃料
棒１５Ｂのみの燃料ペレットに、可燃性毒物であるガド
リニウムを含むガドリニア（ＧｄｚＯｓ＋）が混入され
ている。ガドリニアは。

燃料棒１５Ａ及び１５Ｃには含まれていない。燃料棒１
．５Ｃは、上部タイプレート１７と下部タイプレート１
６とを連結するタイロッドである。下部タイプレート１
６及び上部タイプレート１７は、正六角形をしている。

燃料棒１５Ａ、ガドリニア入り燃料棒１５Ｂ、及び制御
棒案内管２５は、それぞれの両端が下部タイプレート１
６及び上部タイプレート１７にて保持される。下部タイ
プレート１６は、内側に円筒部１．６　Ａを有しており
、その円筒部１６Ａが外側の円筒部１６Ｇに放射状に配
置された連結板１６Ｂにて結合されて構成されている。

ハンドル２１は、上部タイプレート１７の連結板１７Ｂ
に取付けられる。燃料棒１５のうちの何本かはタイロッ
ド１５Ｃとして機能している。タイロッド１５Ｃの両端
は、下部タイプレート１６及び上部タイプレート１７を
貫通している。

タイロッド１．５Ｃの下端にはナツト１９が取付けられ
、タイロッド１５Ｃの上端には締付ナツト２０が取付け
られている。

燃料棒１５及び制御棒案内管２５は、スペーサ１８によ
って束ねられている。この燃料棒１５の束は、上部タイ
プレート１７に取付けられたチャンネルボックス２２に
て取囲まれている。チャンネルボックス２２は、減速材
及び冷却材を兼ねた機能を有する軽水の沸騰によって生
じたボイドの横方向（炉心内での隣接した燃料集合体）
への浮遊を防止している。本実施例では、１２０本の燃
料棒１５のうち１２本は２．５重量％のガドリニアを含
む燃料棒１５Ｂである。本実施例の燃料集合体Ａ１は、
軽水、すなわち冷却材が流れる冷却材流路の占める体積
ｖｃと核燃料物質の占める体積ＶＦとの比率ＲＦは、１
．２である。ここで、前述の両体積は、燃料集合体の軸
方向の単位長さ当りの体積である。燃料棒１５の濃縮度
は６重量％である。軽水は、下部タイプレート１６を通
してチャンネルボックス２２内の燃料棒相互間に流れ、
上部タイプレート１７より流出する。

前述の燃料集合体を炉心の高転換領域（比率ＲＦが１．
５以下の領域）に装荷した沸騰水型原子炉では、運転状
態で燃料集合体Ａｎの高さ方向に沿ってボイド分布が生
じ、燃料集合体ＡＩの下部ではボイド率０％であるのに
対して燃料集合体Ａｘの上端では約７０％となる。この
ボイドの存在によって、燃料集合体の上下で中性子無限
増倍率に差が生じ燃料集合体の下部に出力のピークが生
じようとする。しかし、本実施例の燃料集合体Ａ１は、
比率Ｒｐが小さくてガドリニウムを含んで構成している
ので、ボイド率の低い燃料集合体ＡＩ上下部のガドリニ
ウムの反応度価値が燃料集合体ＡＸの上部のその反応度
に比べて３．０倍大きくなる。このため、燃料集合体Ａ
１の上下の中性子無限増倍率の差が小さくなり、燃料集
合体Ａ１の軸方向における出力分布の平坦化が図られ）
る。このように、本実施例によれば、燃料集合体の高さ
方向に濃縮度分布など特別の対策を施さずとも、ガドリ
ニアの反応度価値の変化によって軸方向の出力分布の平
坦化が実現される。

炉心の高転領域に燃料集合体Ａ１が装荷された沸騰水型
原子炉は、冷温状態になると炉心の高転換領域内にボイ
ドがなくなるので、沸騰水型原子炉の運転状態に比べて
ガドリニウムによって制御される反応度が大きくなり、
炉停止余裕が増大する。ガドリニアを取除いた燃料集合
体Ａｓを沸騰水型原子炉の炉心の高転換領域に装荷した
場合に比べて、前述のようにガドリニアを含有する燃料
集合体Ａｓは、沸騰水型原子炉における冷温状態と運転
状態との反応度差を約３５％低減でき、炉停止余裕を著
しく改善できる。

前述した燃料集合体Ａｓを装荷した沸騰水型原子炉の実
施例艙第３図により説明する。本実施例の沸騰水型原子
炉５０は、上部が密閉蓋５２にて密封された原子炉圧力
容器５１を有している。炉心シュラウド５３が、原子炉
圧力容器５１内に設置されている。気水分離器５４が炉
心シュラウド５３の上端に取付けられ、ドライヤ５５が
気水分離器５４より上方に位置している。下部炉心支持
板５６及び上部炉心支持板５７が、炉心シュラウド５３
内に設置されている。下部炉心支持板５６及び上部炉心
支持板５７は、炉心５８内に装荷された燃料集合体Ａ１
及びＢ１の上下端部がそれぞれ保持される。筒状の仕切
り部材６２は、下部炉心支持板５６と上部炉心支持板５
７の間に設置され、炉心５８を半径方向に中央領域５９
と周辺類域６０に分割している。燃料集合体Ａ１は中央
領域（高転換領域）５９に、燃料集合体Ｒ１は周辺領域
（燃焼領域）６０にそれぞれ装荷されている。

燃料集合体ＢＩは、燃料集合体Ａ１の燃料棒１５の本数
を約半分に減らして比率ＲＦを約２．５　に高めたもの
であり、第１５図に示す燃料集合体Ｂと同様に余剰反応
度抑制用のガドリニア（可燃性毒物）を含有する燃料棒
４を有している。燃料集合体Ｂ１は、中央領域５９から
取出した１体の燃料集合体Ａ１の再組立により２体作ら
れる。燃料集合体Ｂ１にも、複数本の制御棒案内管２５
が設けられている。６５はジェットポンプであり、炉心
５８に冷却材であり減速材である軽水を供給する。

本実施例の中央領域５９における炉心軸方向の単位長さ
当りの比率ＲＦは１．２であり、本実施例の周辺領域６
０における炉心軸方向の単位長さ当りの比率ＲＦは２．
５である。中央領域５９に装荷された隣接する燃料集合
体Ａ１間及び周辺領域６ｏに装荷された隣接する燃料集
合体Ｂ１間には、実質的にギャップは存在しなく軽水も
存在しない。もし、燃料県会体間に水ギャップを形成す
る必要がある場合ｌこは、特に高転換領域である中央領
域５９では、その領域における比率ＲＦＩが１．５以下
になるように設計時に燃料集合体Ａｌ内の比率ＲＦ及び
燃料集合体Ａ１間の水ギャップの幅を決定する必要があ
る。比率Ｔ？、ｐｓは、高転換領域での軸方向単位長さ
当りの冷却材流路の占める体積ｖｃ１と核燃料物質の占
める体積ＶＦＩとの比率ＶＣ工／Ｖｒｚｔ’ある。

制御棒駆動機構（図示せず）が、原子炉圧力容器５１の
底部の鎖部に取付けられる。制御棒案内管６３は、制御
棒駆動機構より上方の原子炉圧力容器５１内で制御棒駆
動機構の延長線上に設置される。制御棒６４の下端部が
、制御棒駆動機構に着脱可能に連結される。制御棒６４
は、特開昭６１−１２９５９４号公報の第７図に示され
るクラスター型の制御棒であって、制御案内管６３内を
上下動する。制御棒６４は、燃料集合体ＡＩ及びＢ１の
３体に１体の割合で設けられている。制御棒６４のアブ
ソーバロッドは、−上方に向って延びている。

各々の制ａｌ棒６４のアブソーバロッドは、中央領域５
９及び周辺領域６０に配置された燃料集合体Ａ１及びＢ
１の制御棒案内９３Ｂ内に下方より出入れされる。

中央領域５９に装荷された燃料集合体Ａ１が限界の燃焼
度Ｅ＆　　（第１６図）に達した時、その燃料集合体Ａ
Ｉに組込まれていた燃料棒１５は、燃料集合体Ａ１より
取外されて燃料集合体Ｂ１の構成要素として用いられる
。そして、その燃料集合体Ｂ１を構成する燃料棒１５は
、比率ＲＦの大きな周辺領域６０に装荷されて燃焼度Ｅ
ｂまで燃焼が継続される。

中央領域５９に装荷された燃料集合体ＡＩ及び周辺領域
６０に装荷された燃料集合体Ｂ工は、４燃料サイクルの
期間、各々の領域内で滞在する。

燃料集合体Ａ１内のガドリニウムの量は、第１燃料サイ
クルで消失するように含まれている。中央領域５９内の
燃料集合体Ａ１は、第１燃料サイクルの運転終了後に１
／４ずつ新しい燃料集合体Ａ１（ガドリニウム含有）と
取換えられる。このため、中央領域５９内の燃料集合体
Ａ１は、４体の１体の割合でガドリニウムを含んでいる
。ガドリニウムを含んでいる燃料集合体Ａ１が中央領域
５９内に均一に配置されるように燃料交換を行う必要が
ある。燃料集合体Ｂｓ内のガドリニウム量も、１燃料サ
イクルで消失するように含まれており、燃料集合体Ｂ１
も燃料集合体Ａ１と同様に交換される。燃料集合体Ａｌ
内のガドリニウム量は、必要に応じて第２燃料サイクル
で消失するようにすることも可能である。

本実施例の沸騰水型原子炉は、高転換領域である中央領
域５９における軸方向の出力分布が平坦化されるととも
に、中央領域５９の冷温状態と運転状態との反応度差が
低減できることによる炉停止余裕の改善効果が著しく改
善される。これは、軽水の存在する高転換領域の比率Ｒ
Ｆが１，５以下であってこの高転換領域にガドリニウム
が存在することによって得られるものである。

本発明の他の実施例である高転換領域（ＲＦが１．５以
下の領域）に装荷される燃料集合体を第４図、第５図及
び第６図に基づいて説明する。本実施例の燃料集合体Ａ
Ｓは、燃料集合体Ａｚ内の圧力損失を減少するため他の
燃料棒１５Ａ〜１５Ｃに比べて有効長の短い６本の燃料
棒１５０が配置されている。燃料棒１５Ｄの上端は、燃
料集合体Ａｚの燃料有効長（燃料ペレットが充填された
領域の軸方向長さ）の下端から燃料集合体Ａ２の燃料有
効長の１／３の位置にある。燃料棒１５　Ｂは６本含ま
れており、燃料棒１５Ｂ及び１５Ｄは、−’２．５　重
量％のガドリニアを含んでいる。燃料棒１５Ａ〜１５Ｄ
の濃縮度は、６重量％である。このような構成の燃料集
合体Ａ２の下部（Ｖ−Ｖ断面）は燃料棒１５が１２０本
、燃料集合体Ａ２の上部（■−■断面）は燃料棒１５が
１１４本で構成されている。軸方向の１位長さ当りの比
率Ｒｖは、燃料集合体Ａ２の下部（燃料棒１５ｒ）が存
在している部分）で１．２０で、燃料棒１５の本数の少
ない燃料集合体Ａ２の上部で１．３５である。

このような本実施例も第１図の実施例と同様な効果が得
られる。さらに以下に示す効果が得られる。

すなわち燃料集合体Ａ２上部の平均ボイド率は有効長の
短い燃料棒１５Ｄを用いない場合に比べ小さくなり、燃
料棒１５Ｄを用いない場合に比べて軸方向の出力分布は
より平坦化される６本実施例の燃料集合体Ａ２は、次の
ような考え方で可燃性毒物の含有量が決定される。前述
したように、１電子ボルト以下の中性子エネルギ領域に
おいて１つ以上の共鳴エネルギを有する中性子吸収核種
を禽む可燃性毒物は、減速材の量が多い場合に反応度価
値が大きく、減速材の量が少ない場合には反応度価値が
小さくなる。すなわち、比率ＲＦが１．５以下で上記可
燃性毒物は、沸騰水型原子炉の運転状態ではボイド率の
小さい燃料集合体下部で反応度制御効果を有するが、ボ
イド率の大きい燃料集合体上部ではその効果が小さい。

この現象を利用して、燃料集合体下部での可燃性毒物量
を運転時の出力分布をより平坦化するように定める。

一方、沸騰水型原子炉の冷温状態ではボイド分布が存在
しないので、燃料集合体の有する可燃性毒物量、特に、
燃料集合体上部ではプルトニウムの蓄積量が多くなるた
め燃料集合体上部の可燃性毒物量が、炉停止余裕改善の
ため重要となる。したがって、燃料上部の可燃性毒物量
は設計基準を満たす炉停止余裕を持つように定める。こ
のような基本的考え方に沿って、第４図の実施例では燃
料集合体下部に１２本のガドリニア入り燃料棒（燃料棒
１５Ｂ及び１５Ｄ）を配置して出力分布の平坦化を図り
、燃料集合体上部には炉停止Ｆ、全余裕満足する必要最
少限の６本のガドリニア入り燃料棒６本を配置した。

さらに本発明の他の実施例である燃料集合体Ａ８を第７
図及び第８図に基づいて説明する。第７図は、燃料集合
体ＡＳの下部、第８図は燃料集合体Ａ８の上部の各々の
横断面を示している。本実施例の燃料集合体Ａ８は、１
２０本の燃料棒１５（ｆｆｉ料棒１５Ａ〜１５Ｃ）を有
し、うち１２本は燃料棒１５Ｂである。本実施例の燃料
棒１５Ｂは、軸方向の中心を境にして、下半分（第７図
）の領域のガドリニア濃度が３重量％で、」二半分（第
８図）の領域のガドリニア濃度が２重量％となっている
。前述したように、ボイド率の大きい燃料集合体上部で
は、ガドリニアの反応度価値が小さい。このため燃料集
合体軸方向に一様にガドリニアを配置すると、燃料集合
体上部でガドリニアの燃焼が遅れる傾向にある。燃焼が
進んだ段階で、燃料集合体上部にのみ可燃性毒物が残存
した場合には、燃料集合体の上部とその下部での反応度
差が増加して軸方向の出力ビーキングの増大を招くこと
になる。このような場合を考慮し、本実施例では燃料集
合体上部のガドリニア濃度を燃料集合体下部に比べ薄く
することにより、ガドリニアの残存期間を燃料集合体の
上下部で同じにした。

本実施例のような構成をとることにより、第１図の実施
例と同様な効果を得ることができるとともに、燃料集合
体上下のボイド反応度差を低減し。

さらに燃料集合体上部の可燃性毒物の残存を防止できる
。

本実施例では、燃料集合体の上下部の可燃性毒物入り燃
料棒の本数を等しくとっているが、上下で必要な反応度
制御量によって第４図の実施例の如く上部及び下部の可
燃性毒物入り燃料棒の本数を変化させることも可能であ
る。

以上説明した各実施例では、可燃性毒物として、ガドリ
ニウムを用いたが、他の中性子吸収核種すなわちカドミ
ウム、サマリウム、タンタル等を用いても同様の効果が
得られる。

第４図の実施例及び第７図、第８図の実施例である各燃
料集合体Ａ２及びＡ８を、第３図に示す高転換領域であ
る中央領域５９に燃料集合体ＡＩの代りとして装荷する
ことが可能である。

また、第３図に示す高転換領域及び燃焼領域からなる炉
心を有する沸騰水型原子炉だけでなく、高転換領域のみ
からなる炉心を有する高転換型の沸騰水型原子炉に対し
ても、燃料集合体Ａ１゜Ａ２またはＡ８にて炉心を構成
することができる。

以上に述べた実施例では、可燃性毒物は燃料ペレット中
に添加する形で用いられる。しかしながら、可燃性形質
は、燃料集合体中の減速材量低減のために用いられる水
除去棒或いは燃料集合体内の減速効果一様化のために用
いられる固体減速棒内に、添加して使用することも可能
である。核燃料物質と可燃性毒物を分離することにより
、燃料集合体の健全性をより向上させることができる。

以−Ｌ述べた実施例の各燃料集合体は、それ自体の比率
ＲＦも１．５以下であってしかも比率ＲＦが１．５以下
の炉心領域に装荷することにより、前述したように１電
子ボルト以下の中性子エネルギ領域に少なくとも１つの
共鳴エネルギを有する中性子吸収核種からなる可燃性毒
物の機能、すなわち前述したボイド量に対応した反応度
制御の機能を発揮することができる。また、前述した燃
料集合体Ａ＋　、Ａｘ及び八８は、炉心内に装荷する時
点では核燃料物質として濃縮ウランを用いており、プル
トニウムは富化されていない。

〔発明の効果〕

本発明によれば、ボイド量の変化に伴う反応度変化量を
低減でき、軸方向における出力分布の平坦化を達成でき
、しかも炉停止余裕を増大させることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の好適な一実施例である燃料集合体の横
断面図、第２図は第１図の燃料集合体のバンドルの側面
図、第３図は第１図の燃料集合体を装荷した清騰水型原
子炉の一実施例の縦断面図、第４図は本発明の他の実施
例である燃料集合体のバンドルの側面図、第５図は第４
図の■−■断面図、第６図は第４図の■−■断面図、第
７図は本発明の他の実施例の燃料集合体の下部横断面図
、第８図は第７図に示す燃料集合体の上部横断面図、第
９図は水素対ウラン原子数比と毒物反応度価値との関係
をガドリニウム及びホウ素に対して示した特性図、第１
０図はボイド率と反応度差との関係を示す特性図、第１
１図は冷温状態と運転状態との反応度差の変化を全燃料
棒数とＧｄ含有撚料棒との割合で示した特性図、第１２
図は中性子エネルギに対するガドリニウムの反応断面積
の変化を示した特性図、第１３図は従来例における原子
炉の炉心の横断面図、第１４図は第１３図の炉心の高転
換領域に装荷される燃料集合体の横断面図、第１５図は
第１３図の炉心の燃焼領域に装荷される燃料集合体の横
断面図、第１６図は燃焼度と中性子増倍率との関係を示
す特性図である。 １５．１５Ａ〜１５Ｄ・・・燃料棒、１６・・・下部タ
イプレート、］７・・・上部タイプレート、２２・・・
チャンネルボックス、２５・・・制御棒案内管、５０・
・・沸騰水型原子炉、５１・・・原子炉圧力容器、５９
・・・中央領域（高転換領域）、６０・・・周辺領域（
燃焼領域）、６２・・・仕切り部材、６４・・・制御棒
、Ａ１〜Ａ８・・・燃料集合体。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、核燃料物質を内部に充填した複数の燃料棒と、前記
   燃料棒の両端部を保持する上部及び下部タイプレートと
   、前記燃料棒相互間に形成される冷却材通路とを有して
   しかも炉心の高転換領域に装荷される燃料集合体であつ
   て、前記燃料集合体内における燃料集合体軸方向の単位
   長さ当りでの冷却材流路の占める体積Ｖ＿Ｃと核燃料物
   質の占める体積Ｖ＿Ｆとの比率Ｖ＿Ｃ／Ｖ＿Ｆが１．５
   以下であり、一部の前記燃料棒が、１電子ボルト以下で
   ある中性子エネルギ領域において少なくとも１つの共鳴
   エネルギを有する中性子吸収核種からなる可燃性毒物を
   含有していることを特徴とする燃料集合体。 ２、前記核燃料物質は、前記炉心に前記燃料集合体を装
   荷する時に濃縮ウランである特許請求の範囲第１項記載
   の燃料集合体。 ３、前記可燃性毒物を含有している前記燃料棒の一部が
   前記可燃性毒物を含有している残りの前記燃料棒の長さ
   よりも短かい特許請求の範囲第１項または第２項記載の
   燃料集合体。 ４、核燃料物質を内部に充填した複数の燃料棒からなる
   複数の燃料集合体が装荷される高転換領域が形成される
   炉心を有する沸騰水型原子炉において、前記高転換領域
   での軸方向の単位長さ当りにおける冷却材流路の占める
   体積Ｖ＿Ｃ＿１と核燃料物の占める体積Ｖ＿Ｆ＿１との
   比率Ｖ＿Ｃ＿１／Ｖ＿Ｆ＿１が１．５以下であり、前記
   高転換領域に装荷される前記燃料集合体が、前記燃料棒
   と、前記燃料棒の両端部を保持する上部及び下部タイプ
   と、前記燃料棒相互間に形成される冷却材通路とを有し
   、前記燃料集合体内における燃料集合体軸方向の単位長
   さ当りでの冷却材流路の占める体積Ｖ＿Ｃと核燃料物質
   の占める体積Ｖ＿Ｆとの比率Ｖ＿Ｃ／Ｖ＿Ｆが１．５以
   下であり、一部の前記燃料棒が、１電子ボルト以下であ
   る中性子エネルギ領域において少なくとも１つの共鳴エ
   ネルギを有する中性子吸収核種からなる可燃性毒物を含
   有していることを特徴とする沸騰水型原子炉。