(57)【要約】【課題】軽水炉において、ウラン濃縮度を高めたときの余剰反応度を低減する。【解決手段】軽水炉用燃料集合体の設計方法は、燃料集合体１０に含まれる燃料棒１１，１２の本数をＮ、燃料棒のうち可燃性毒物を含む核燃料物質を封入した可燃性毒物入り燃料棒１２の本数をｎ、核燃料物質のうちの可燃性毒物の平均質量割合をｐ、燃料集合体の全本数にわたる平均ウラン２３５の濃縮度をｅとするときに、解析または実験によって、複数のｐ・ｎ／Ｎとｅのそれぞれの組合せが炉心として成立するか否かを示す炉心判定データを蓄積する炉心判定データ蓄積ステップと、炉心判定データに基づいて、ｐ・ｎ／Ｎとｅとの組合せが炉心として成立するか否かを判定する判定式を決定する炉心判定式決定ステップと、判定式に基づき、仮に設定された燃料集合体の構成が炉心として成立するか否かを判定する炉心成否判定ステップを備える。【選択図】図２
2018128445.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
軽水炉用燃料集合体の設計方法であって、
前記軽水炉用燃料集合体は複数の平行な燃料棒を有し、
前記燃料棒は長手方向に垂直な方向に互いに間隔をあけて配列され、
前記燃料棒は被覆管と前記被覆管内に封入されて少なくとも一部に濃縮ウランを含む二酸化ウランを主成分とした核燃料物質とを有し、
前記核燃料物質のうち少なくとも一部は可燃性毒物を含むものであり、
当該設計方法は、
前記燃料集合体に含まれる燃料棒の本数をＮ（Ｎは２以上の整数）、前記燃料棒のうち可燃性毒物を含む核燃料物質を封入した可燃性毒物入り燃料棒の本数をｎ（ｎは１以上かつＮより小さい整数）、前記核燃料物質のうちの可燃性毒物の平均質量割合（質量％）をｐ、前記燃料集合体の全本数にわたる平均ウラン２３５の濃縮度（質量％）をｅとするときに、解析または実験によって、複数のｐ・ｎ／Ｎとｅのそれぞれの組合せが炉心として成立するか否かを示す炉心判定データを蓄積する炉心判定データ蓄積ステップと、
炉心判定データに基づいて、ｐ・ｎ／Ｎとｅとの組合せが炉心として成立するか否かを判定する判定式を決定する炉心判定式決定ステップと、
前記判定式に基づき、仮に設定された前記燃料集合体の構成が炉心として成立するか否かを判定する炉心成否判定ステップを備えることを特徴とする軽水炉用燃料集合体設計方法。
【請求項２】
前記ｅが５％以上であること、を特徴とする請求項１に記載の軽水炉用燃料集合体設計方法。
【請求項３】
前記判定式は、正の定数ａ１、ａ２、ｂおよびｃ（ただし、ａ１≧ａ２）を用いて、炉心成立の条件を、
ａ１・ｅ−ｂ  ＜  ｐ・ｎ／Ｎ  ＜  ａ２・ｅ−ｃ
とするものであること、を特徴とする請求項１または請求項２に記載の軽水炉用燃料集合体設計方法。
【請求項４】
前記定数ａ１およびａ２を０．５７とし、前記定数ｂを１．８とし、前記定数ｃを０．８とすること、を特徴とする請求項３に記載の軽水炉用燃料集合体設計方法。
【請求項５】
前記可燃性毒物を含む核燃料物質中のウラン２３５濃縮度は、前記燃料集合体に含まれる核燃料物質のウラン２３５濃縮度の最高値より低いこと、を特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の軽水炉用燃料集合体設計方法。
【請求項６】
前記燃料集合体内では、前記燃料棒が正方格子状に配列されており、
少なくとも１本の前記可燃性毒物入り燃料棒が、前記正方格子状の配列方向に対応する４面のうち少なくとも１面で他の燃料棒と隣接しないこと、を特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の軽水炉用燃料集合体設計方法。
【請求項７】
前記燃料集合体内では、前記燃料棒が正方格子状に配列されており、
少なくとも１本の前記可燃性毒物入り燃料棒が、前記正方格子状の燃料棒配列の配列方向に対応する４面のうち少なくとも１面で他の前記可燃性毒物入り燃料棒と隣接すること、を特徴とする請求項１ないし請求項６のいずれか一項に記載の軽水炉用燃料集合体設計方法。
【請求項８】
前記核燃料物質に添加される可燃性毒物が、ガドリニウムを含む化合物もしくはエルビウムを含む化合物もしくはホウ素を含む化合物であること、を特徴とする請求項１ないし請求項７のいずれか一項に記載の軽水炉用燃料集合体設計方法。
【請求項９】
前記核燃料物質に添加される可燃性毒物がガドリニアであって、その最高質量割合が２０質量％未満であること、を特徴とする請求項１ないし請求項８のいずれか一項に記載の軽水炉用燃料集合体設計方法。
【請求項１０】
前記核燃料物質に添加される可燃性毒物がガドリニウムを含む化合物であって、奇数質量数のガドリニウムが天然ガドリニウムよりも濃縮されていること、を特徴とする請求項１ないし請求項９のいずれか一項に記載の軽水炉用燃料集合体設計方法。
【請求項１１】
軽水炉炉心の設計方法であって、
前記軽水炉炉心は複数の燃料集合体を有し、
前記燃料集合体は長手方向に垂直な方向に互いに集合体間隙を介して隣接して正方格子状に配列され、
前記集合体間隙内には複数の反応度制御装置が配置され、
前記軽水炉用燃料集合体は複数の平行な燃料棒を有し、
前記燃料棒は長手方向に垂直な方向に互いに間隔をあけて配列され、
前記燃料棒は被覆管と前記被覆管内に封入されて少なくとも一部に濃縮ウランを含む二酸化ウランを主成分とした核燃料物質とを有し、
前記核燃料物質のうち少なくとも一部は可燃性毒物を含むものであり、
当該設計方法は、前記複数の燃料集合体のうちの少なくとも一部の前記燃料集合体について、前記燃料集合体に含まれる燃料棒の本数をＮ（Ｎは２以上の整数）、前記燃料棒のうち可燃性毒物を含む核燃料物質を封入した可燃性毒物入り燃料棒の本数をｎ（ｎは１以上かつＮより小さい整数）、前記核燃料物質のうちの可燃性毒物の平均質量割合（質量％）をｐ、前記燃料集合体の全本数にわたる平均ウラン２３５の濃縮度（質量％）をｅとするときに、解析または実験によって、複数のｐ・ｎ／Ｎとｅのそれぞれの組合せが炉心として成立するか否かを示す炉心判定データを蓄積する炉心判定データ蓄積ステップと、
炉心判定データに基づいて、ｐ・ｎ／Ｎとｅとの組合せが炉心として成立するか否かを判定する判定式を決定する炉心判定式決定ステップと、
前記判定式に基づき、仮に設定された前記燃料集合体の構成が炉心として成立するか否かを判定する炉心成否判定ステップを備えることを特徴とする軽水炉炉心設計方法。
【請求項１２】
前記可燃性毒物入り燃料棒が、前記燃料集合体中で前記反応度制御装置と隣接しない位置に配置されること、を特徴とする請求項１１に記載の軽水炉炉心設計方法。
【請求項１３】
前記軽水炉炉心は、核計装装置をさらに備え、前記核計装装置は前記反応度制御装置が配置される前記集合体間隙とは異なる前記集合体間隙内に配置され、
前記可燃性毒物入り燃料棒は前記核計装装置と隣接しない位置に配置されること、を特徴とする請求項１１または請求項１２に記載の軽水炉炉心設計方法。
【請求項１４】
前記複数の燃料集合体の一部の燃料集合体は、前記反応度制御装置に隣接して当該反応度制御装置を囲むコントロールセルを構成し、
前記炉心成否判定ステップは、前記コントロールセルを構成する前記燃料集合体で、仮に設定された前記燃料集合体の構成について、前記炉心判定式決定ステップで決定された判定式に基づいて、炉心の成否を判定すること、を特徴とする請求項１１ないし請求項１３のいずれか一項に記載の軽水炉炉心設計方法。
【請求項１５】
長手方向に互いに平行に延びる複数の燃料棒が長手方向に垂直な方向に互いに間隔をあけて平行に配列されて結束される軽水炉用燃料集合体であって、
前記複数の燃料棒はそれぞれが、
長手方向に延びる被覆管と、
前記被覆管内に封入されて少なくとも一部に濃縮ウランを含む二酸化ウランを主成分とした核燃料物質と、
を有するものであって、
前記核燃料物質のうち少なくとも一部は可燃性毒物を含むものであり、
前記燃料集合体に含まれる燃料棒の本数をＮ（Ｎは２以上の整数）、前記燃料棒のうち可燃性毒物を含む核燃料物質を封入した燃料棒の本数をｎ（ｎは１以上かつＮより小さい整数）、前記核燃料物質のうちの可燃性毒物の平均質量割合（質量％）をｐ、前記燃料集合体の全本数にわたる平均ウラン２３５の濃縮度（質量％）をｅとするときに、
０．５７ｅ−１．８  ＜  ｐ・ｎ／Ｎ  ＜  ０．５７ｅ−０．８
の関係を満たすことを特徴とする軽水炉用燃料集合体。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
この発明の実施形態は、軽水炉用燃料集合体、軽水炉炉心設計方法および軽水炉用燃料集合体設計方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
一般に、軽水炉用燃料集合体および軽水炉の炉心においては、１運転サイクルの最後（ＥＯＣ：Ｅｎｄ  ｏｆ  Ｃｙｃｌｅ）に余剰反応度がゼロになるように燃料が設計され、原子炉が運転される。
【０００３】
沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）では、たとえば酸化ガドリニウム（ガドリニア）などの可燃性毒物の中性子吸収能力がＥＯＣで無くなるように濃度調整がなされる。ＢＷＲのプラント第１サイクルの炉心である初装荷炉心の場合に、一部の少数割合の燃料の可燃性毒物を意図的に燃え残し、残りの燃料で余剰反応度不足を補いつつ、炉心の熱的特性を改善する例もある。
【０００４】
加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）では、ケミカルシム中のホウ酸濃度がＥＯＣでゼロになるように濃度調整がなされる。核分裂性物質の濃縮度は、目標の取出し燃焼度（ここでは達成燃焼度と同義）などに応じてその値が調整され、無駄に高い濃縮度は用いられない。
【０００５】
また、核燃料リサイクルを行う場合、上述した軽水炉用燃料および軽水炉の炉心で使用された燃料は、炉心から取り出された後に、再処理が行われる。再処理により、ウラン同位体およびプルトニウム同位体が再使用のために抽出され、マイナーアクチノイドは高レベル放射性廃棄物として廃棄される。マイナーアクチノイドは有害度が大きいため、特に有害なマイナーアクチノイドを群分離と呼ぶ再処理法で分離する。分離したマイナーアクチノイドは、ＭＯＸ（Ｍｉｘｅｄ  Ｏｘｃｉｄｅ；混合酸化物）燃料に添加して高速炉で燃焼し、あるいはマイナーアクチノイドをターゲットにして加速器で照射することにより、有害度の小さい核種に変換する。このように、いわゆる分離変換をすることが考えられている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特開昭６２−１０６３９１号公報
【特許文献２】特開２００８−１４５２８６号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
核燃料リサイクルを行わずワンススルーサイクルとする場合は、使用済み燃料のまま最終処分がされる。ワンススルーサイクルでは、前述の分離変換のような処理を行わないため、マイナーアクチノイドの有害度が低減されない。
【０００８】
一方、意図的に濃縮度の高いウラン燃料を使用することで、マイナーアクチノイドの生成量を低減させることができる。これは、ウラン２３５濃縮度の高いウラン燃料を使用することにより、ウラン２３５による核分裂反応の割合が増えてウラン２３８による吸収反応の割合が減少するため、マイナーアクチノイドの生成量が低減されるからである。しかし、ウラン２３５濃縮度を高くすることで余剰反応度が高くなり、余剰反応度が制御棒などの反応度制御機器による反応度価値を超えてしまい、反応度制御が困難になることが考えられる。
【０００９】
ウラン濃縮度を高めたときの余剰反応度は、可燃性毒物を用いて抑制することができる。マイナーアクチノイドの有害度低減のためにウラン濃縮度を高めた燃料集合体においても、可燃性毒物の利用は有効である。しかし、可燃性毒物は濃度や本数を決定するために複雑な計算を多数実行する必要があり、これまで有効な設計がなされていなかった。
【００１０】
本発明の実施形態は、上述した課題を解決するためになされたものであり、軽水炉において、ウラン濃縮度を高めたときの余剰反応度を低減することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１１】
上記課題を解決するために、本発明の一実施形態は、軽水炉用燃料集合体設計方法軽水炉用燃料集合体の設計方法であって、前記軽水炉用燃料集合体は複数の平行な燃料棒を有し、前記燃料棒は長手方向に垂直な方向に互いに間隔をあけて配列され、前記燃料棒は被覆管と前記被覆管内に封入されて少なくとも一部に濃縮ウランを含む二酸化ウランを主成分とした核燃料物質とを有し、前記核燃料物質のうち少なくとも一部は可燃性毒物を含むものであり、当該設計方法は、前記燃料集合体に含まれる燃料棒の本数をＮ（Ｎは２以上の整数）、前記燃料棒のうち可燃性毒物を含む核燃料物質を封入した可燃性毒物入り燃料棒の本数をｎ（ｎは１以上かつＮより小さい整数）、前記核燃料物質のうちの可燃性毒物の平均質量割合（質量％）をｐ、前記燃料集合体の全本数にわたる平均ウラン２３５の濃縮度（質量％）をｅとするときに、解析または実験によって、複数のｐ・ｎ／Ｎとｅのそれぞれの組合せが炉心として成立するか否かを示す炉心判定データを蓄積する炉心判定データ蓄積ステップと、炉心判定データに基づいて、ｐ・ｎ／Ｎとｅとの組合せが炉心として成立するか否かを判定する判定式を決定する炉心判定式決定ステップと、前記判定式に基づき、仮に設定された前記燃料集合体の構成が炉心として成立するか否かを判定する炉心成否判定ステップを備えることを特徴とする。
【００１２】
また、本発明の一実施形態は、軽水炉炉心の設計方法であって、前記軽水炉炉心は複数の燃料集合体を有し、前記燃料集合体は長手方向に垂直な方向に互いに集合体間隙を介して隣接して正方格子状に配列され、前記集合体間隙内には複数の反応度制御装置が配置され、前記軽水炉用燃料集合体は複数の平行な燃料棒を有し、前記燃料棒は長手方向に垂直な方向に互いに間隔をあけて配列され、前記燃料棒は被覆管と前記被覆管内に封入されて少なくとも一部に濃縮ウランを含む二酸化ウランを主成分とした核燃料物質とを有し、前記核燃料物質のうち少なくとも一部は可燃性毒物を含むものであり、当該設計方法は、前記複数の燃料集合体のうちの少なくとも一部の前記燃料集合体について、前記燃料集合体に含まれる燃料棒の本数をＮ（Ｎは２以上の整数）、前記燃料棒のうち可燃性毒物を含む核燃料物質を封入した可燃性毒物入り燃料棒の本数をｎ（ｎは１以上かつＮより小さい整数）、前記核燃料物質のうちの可燃性毒物の平均質量割合（質量％）をｐ、前記燃料集合体の全本数にわたる平均ウラン２３５の濃縮度（質量％）をｅとするときに、解析または実験によって、複数のｐ・ｎ／Ｎとｅのそれぞれの組合せが炉心として成立するか否かを示す炉心判定データを蓄積する炉心判定データ蓄積ステップと、炉心判定データに基づいて、ｐ・ｎ／Ｎとｅとの組合せが炉心として成立するか否かを判定する判定式を決定する炉心判定式決定ステップと、前記判定式に基づき、仮に設定された前記燃料集合体の構成が炉心として成立するか否かを判定する炉心成否判定ステップを備えることを特徴とする。
【００１３】
また、本発明の一実施形態は、長手方向に互いに平行に延びる複数の燃料棒が長手方向に垂直な方向に互いに間隔をあけて平行に配列されて結束される軽水炉用燃料集合体であって、前記複数の燃料棒はそれぞれが、長手方向に延びる被覆管と、前記被覆管内に封入されて少なくとも一部に濃縮ウランを含む二酸化ウランを主成分とした核燃料物質と、を有するものであって、前記核燃料物質のうち少なくとも一部は可燃性毒物を含むものであり、前記燃料集合体に含まれる燃料棒の本数をＮ（Ｎは２以上の整数）、前記燃料棒のうち可燃性毒物を含む核燃料物質を封入した燃料棒の本数をｎ（ｎは１以上かつＮより小さい整数）、前記核燃料物質のうちの可燃性毒物の平均質量割合（質量％）をｐ、前記燃料集合体の全本数にわたる平均ウラン２３５の濃縮度（質量％）をｅとするときに、  ０．５７ｅ−１．８  ＜  ｐ・ｎ／Ｎ  ＜  ０．５７ｅ−０．８  の関係を満たすことを特徴とする。
【発明の効果】
【００１４】
本発明の実施形態によれば、軽水炉において、ウラン濃縮度を高めたときの余剰反応度を低減することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１】本発明の一実施形態に係る沸騰水型原子炉炉心における１本の制御棒とそれを取り囲む４体の燃料集合体とその周辺を示す平断面図。
【図２】本発明の一実施形態に係る沸騰水型原子炉炉心における燃料集合体の内部構成の一例を詳細に示す図であって、図１のＩＩ部の模式図。
【図３】本発明の一実施形態に係る沸騰水型原子炉炉心における燃料集合体の内部構成の図２とは異なる一例を詳細に示す図であって、図１のＩＩ部の模式図。
【図４】本発明の一実施形態に係る沸騰水型用燃料集合体を構成する燃料棒の構造を示す平断面図。
【図５】本発明の一実施形態に係る沸騰水型原子炉用燃料集合体において、可燃性毒物平均質量割合とウラン濃縮度との種々の組合せについて、炉心の成立・不成立を解析計算によって求めた結果を示すグラフの例。
【図６】図５の可燃性毒物平均質量割合の最適範囲内にはいる燃料集合体を沸騰水型原子炉で燃焼させた場合のサイクル燃焼度と余剰反応度との関係の解析結果の一例を示すグラフ。
【図７】本発明の一実施形態に係る燃料集合体の設計において、ウラン濃縮度を上昇させた場合の集合体無限増倍率の変化を模式的に示すグラフ。
【図８】本発明の一実施形態に係る燃料集合体の設計において、可燃性毒物の反応度変化に対応する可燃性毒物入り燃料棒本数の変化を模式的に示すグラフ。
【図９】本発明の一実施形態に係る燃料集合体の設計方法の手順を示す流れ図。
【図１０】一般的な沸騰水型原子炉炉心におけるコントロールセルにおける反応度価値の高い上位１０本の制御棒の制御棒反応度を示すグラフ。
【発明を実施するための形態】
【００１６】
以下、本発明の実施形態に係る軽水炉用燃料集合体、軽水炉炉心および軽水炉用燃料集合体設計方法について、図面を参照しながら説明する。ここでは、おもに沸騰水型原子炉用のものを例にとって説明するが、加圧水型原子炉用のものにも適用できる。
【００１７】
図１は、本発明の一実施形態に係る沸騰水型原子炉炉心における１本の制御棒とそれを取り囲む４体の燃料集合体とその周辺を示す平断面図である。ただし、図１では、各燃料集合体の詳細構造の図示は省略している。図２は、本発明の一実施形態に係る沸騰水型原子炉炉心における燃料集合体の内部構成の一例を詳細に示す図であって、図１のＩＩ部の詳細な模式図である。図３は、本発明の一実施形態に係る沸騰水型原子炉炉心における燃料集合体の内部構成の図２とは異なる一例を詳細に示す図であって、図１のＩＩ部の詳細な模式図である。図４は、本発明の一実施形態に係る沸騰水型用燃料集合体を構成する燃料棒の構造を示す平断面図である。
【００１８】
沸騰水型原子炉炉心では、数百体の燃料集合体１０が、水平面内で正方格子状に配列されている。ウランの濃縮度については、通常型ウラン燃料集合体では、集合体平均でたとえば３．８％である。たとえば日本国内では、従来の通常型ウラン燃料集合体に係る施設はウラン濃縮度５．０％未満を前提として設計されている。これに対して、本実施形態における軽水炉用燃料集合体１０においては、通常型ウラン燃料集合体より高い値でたとえば５．０％である。なお、以降、ウランの濃縮度は、５．０％の例を示すが、これに限定されない。後述するように、その効果が得られるものであれば、５．０％を超える濃縮度、あるいは５．０％未満の濃縮度であってもよい。
【００１９】
各燃料集合体１０内では、鉛直方向に互いに平行に延びる燃料棒１１、１２が、水平面内において正方格子状（図２および図３に示す例では縦横９×９の配列）に配列されている。燃料集合体１０の鉛直な外周は、鉛直方向に延びるほぼ四角筒状のチャンネルボックス１３によって囲まれている。燃料集合体１０の中央部に２本のウォーターロッド１４（図２および図３中で「Ｗ」で表示する。）が配置されている。ウォーターロッド１４は、内部に水が流れる筒状の構造である。図２および図３に示す例では、ウォーターロッド１４は、２本の円管であるが、１本または３本以上でもよく、また角筒状などでもよい。
【００２０】
燃料棒１１、１２はそれぞれ、鉛直方向に延びる円管状の被覆管２０と、被覆管２０内に封入された核燃料物質２１とを含む。核燃料物質２１は、濃縮ウランを含む酸化ウランを含み、通常、円柱形のペレットに成形され、被覆管２０内で、複数個のペレットが軸方向に積層される。燃料棒１２は可燃性毒物入り燃料棒（図２および図３中で「Ｇ」で表示する。）であり、燃料棒１２内の核燃料物質２１は可燃性毒物（たとえばガドリニア）を含む。燃料棒１１は可燃性毒物を含まない燃料棒（図２および図３中で「Ｒ」で表示する。）であり、燃料棒１１内の核燃料物質２１は可燃性毒物を含まない。
【００２１】
ＢＷＲの反応度制御にはコントロールセル炉心を用いた制御が考えられている。これは、通常運転時の制御棒を挿入する単位格子を少数にした炉心設計である。通常運転時に出力制御に用いられる制御棒を４体の燃料集合体で取り囲んでコントロールセルとする。具体的には、コントロールセル内では、互いに隣接する２×２配列の燃料集合体１０の中央に、平断面形状が十字状で、上下に延びる制御棒（反応度制御装置）３０が配置されている。原子炉の通常運転時にはチャンネルボックス１３の外側は軽水で満たされている。制御棒３０は、チャンネルボックス１３の外側の水中を上下方向に挿入・引抜きされて、原子炉出力を制御可能に構成されている。
【００２２】
チャンネルボックス１３の外側で、制御棒３０の中心から対角位置に、核計装装置である局部出力領域モニタ（ＬＰＲＭ）３１が配置されている。
【００２３】
一般にガドリニアなどの可燃性毒物の熱伝導率は酸化ウランの熱伝導率よりも低い。そのため、可燃性毒物入り燃料棒１２における核燃料物質２１中のウラン２３５の濃縮度は、燃料集合体１０に含まれる核燃料物質２１中のウラン２３５の濃縮度の最高値より低くする。この構成により、可燃性毒物入り燃料棒１２の熱出力が他の燃料棒の熱出力よりも大きくなることを避け、可燃性毒物入り燃料棒１２の過熱を防ぐことができる。
【００２４】
図２および図３に示すように、燃料集合体１０内において、制御棒３０に隣接する場所に可燃性毒物入り燃料棒１２を配置しない設計としてもよい。この構成により、核分裂反応に寄与しやすい熱中性子が制御棒３０に吸収される割合が低下しないため、制御棒３０の反応度価値を低下させずに炉心構成を実現できる。
【００２５】
また、図２および図３に示すように、燃料集合体１０において、核計装装置３１と隣接する場所に可燃性毒物入り燃料棒１２を配置しない設計とするのが好ましい。この構成により、核計装装置３１の精度を低下させることなく炉心構成を実現できる。
【００２６】
また、図２および図３に示すように、燃料集合体１０において、少なくとも１本の可燃性毒物入り燃料棒１２について、その燃料棒１２が正方格子状の燃料棒配列の配列方向に対応する４面のうち少なくとも１面が、他の燃料棒１１、１２と隣接しないような配置としてもよい。すなわち、少なくとも１本の可燃性毒物入り燃料棒１２を、たとえばウォーターロッド１４に隣接する位置や集合体最外周部のチャンネルボックス１３に隣接する位置に配置する。この構成により、可燃性毒物が吸収反応を起こしやすい熱中性子が可燃性毒物と多く衝突し、中性子の可燃性毒物に吸収される割合が増える。そのため、可燃性毒物の反応度価値が高くなり、余剰反応度を大幅に抑える効果がある。
【００２７】
また、図２および図３に示すように、燃料集合体１０において、少なくとも一部の可燃性毒物入り燃料棒１２が、互いに隣接し合う配置としてもよい。可燃性毒物入り燃料棒１２同士が隣接し合うことにより、隣接面の可燃性毒物が熱中性子と衝突する数が減少する。そのため、可燃性毒物の燃える速度が遅くなり、可燃性毒物の反応度が、可燃性毒物入り燃料棒１２が隣接し合わない場合よりも持続する効果が得られる。
【００２８】
図５は、本発明の一実施形態に係る沸騰水型原子炉用燃料集合体において、可燃性毒物平均質量割合とウラン濃縮度との種々の組合せについて、炉心の成立・不成立を解析計算によって求めた結果を示すグラフの例である。ここで、可燃性毒物平均質量割合は、可燃性毒物濃度ｐ×可燃性毒物入り燃料棒本数割合で表わされる。さらに、可燃性毒物入り燃料棒本数割合は、可燃性毒物入り燃料棒本数ｎ／燃料集合体の燃料棒の総数Ｎで表わされる。したがって、可燃性毒物平均質量割合は、ｐ・ｎ／Ｎで表わされる。
【００２９】
図５の核特性評価解析では、図２および図３に示す燃料集合体と同様の構成を仮定する。ここで、均質の燃料集合体が水平方向に縦横に無限に配列されていると仮定することにより、炉心の成立・否成立を判断することができる。可燃性毒物はガドリニウムであるとした。
【００３０】
図５の核特性評価解析では、燃料集合体内の燃料棒配列を９×９とした。しかし、燃料集合体の核特性（中性子スペクトル）の炉心特性への影響が大きいことから、燃料集合体の水素−ウラン比が同一であれば、燃料集合体内の燃料棒の数に係りなく、実質的に図５と同様の結果となる。たとえば、１０×１０配列、または１１×１１配列であっても、実質的に図５と同様の結果となる。
【００３１】
図２の例では、可燃性毒物入り燃料棒１２の本数ｎ＝２４、燃料集合体の燃料棒の総数Ｎ＝７４であり、図３の例では、ｎ＝３６、Ｎ＝７４である。
【００３２】
ウラン濃縮度をｅとする。このとき、可燃性毒物平均質量割合（ｐ・ｎ／Ｎ）とウラン濃縮度ｅの種々の組合せについて、炉心が成立するか否かを解析によって求めた。その結果、図５に示すように、炉心が成立するか否かの境界条件として、２本の直線が得られた。すなわち、可燃性毒物平均質量割合（ｐ・ｎ／Ｎ）が、（０．５７ｅ−１．８）より大きく（０．５７ｅ−０．８）より小さい範囲が可燃性毒物添加の最適割合である。すなわち、この場合の炉心成立要件を表わす判定式（１）は、
０．５７ｅ−１．８  ＜  ｐ・ｎ／Ｎ  ＜  ０．５７ｅ−０．８  ・・・（１）
で表わされる。
【００３３】
したがって、判定式（１）を用いて実際の燃料集合体の設計を行うことができる。
【００３４】
また、種々の条件の異なる燃料集合体の設計のためには、その条件に合った解析または実験により、充分な数の可燃性毒物平均質量割合（ｐ・ｎ／Ｎ）とウラン濃縮度ｅの種々の組合せについて、炉心が成立するか否かを解析によって求めることによってデータを蓄積し、その条件での図５に相当するグラフを得ることができる。そのグラフに基づいて、その条件における判定式（１）に相当する他の判定式が得られる。
【００３５】
判定式は、一般的には次の判定式（２）の形式が適当と思われる。
ａ１・ｅ−ｂ  ＜  ｐ・ｎ／Ｎ  ＜  ａ２・ｅ−ｃ    ・・・（２）
ただし、ａ１、ａ２、ｂおよびｃは正の定数であり、ａ１≧ａ２である。
【００３６】
上記判定式（１）、（２）は一次式であるが、一次式以外にも、２次式や他の種々の式がありうる。
【００３７】
図６は、図５の可燃性毒物平均質量割合の最適範囲内にはいる燃料集合体を沸騰水型原子炉で燃焼させた場合のサイクル燃焼度と余剰反応度との関係の解析結果の一例を示すグラフである。図７は、本発明の一実施形態に係る燃料集合体の設計において、ウラン濃縮度を上昇させた場合の集合体無限増倍率の変化を模式的に示すグラフである。図８は、本発明の一実施形態に係る燃料集合体の設計において、可燃性毒物の反応度変化に対応する可燃性毒物入り燃料棒本数の変化を模式的に示すグラフである。なお、図７および図８では、ともに、直線が示されているが、これらは模式的に示されたものであり、必ずしも直線とは限らない。
【００３８】
ここで、図１０は、現在の典型的なＢＷＲのコントロールセル炉心における反応度価値の高い上位１０本の制御棒の制御棒反応度の値を示す図である。このコントロールセルの制御棒反応度価値は、図１０に示すように、最大で０．１％Δｋを若干上回る程度である。コントロールセルは改良型沸騰水型軽水炉（ＡＢＷＲ）の場合、最大でも２９個であることから、コントロールセルで制御可能な余剰反応度は最大で３％Δｋ以下である。
【００３９】
燃料集合体１０の可燃性毒物平均質量割合（ｐ・ｎ／Ｎ）とウラン濃縮度ｅとの組み合わせを、判定式（１）または（２）を満たす範囲になるように設計することにより、図６に示すように、原子炉運転サイクル期間中の余剰反応度を制御棒で反応度制御可能である０〜３．０％Δｋになるように設計することができる。これは、図７に示すウラン濃縮度ｅを（ｅ＋Δｅ）に変化させたときの反応度変化量（ΔＳ（Δｅ））が、図８に示す可燃性毒物入り燃料棒の集合体内の本数ｎと平均添加質量割合で変化する吸収材としての反応度変化量（ΔＳ（ΔＧｄ））と一致することによるものである。すなわち、可燃性毒物の総量をΔＧｄだけ変化させることによって、ウラン濃縮度ｅの変化Δｅを補償することができる。
【００４０】
つぎに、以上説明した検討結果を利用して軽水炉用燃料集合体を設計する方法について、図９に沿って説明する。図９は、本発明の一実施形態に係る燃料集合体の設計方法の手順を示す流れ図である。
【００４１】
初めに、軽水炉用燃料集合体の構成を所定の範囲で仮定して、可燃性毒物平均質量割合（ｐ・ｎ／Ｎ）とウラン濃縮度ｅとの種々の組合せについて、炉心の成立・不成立を解析計算または実験によって求め、図５に示すように、炉心成否判定データを蓄積する（ステップＳ１０）。
【００４２】
つぎに、ステップＳ１０で得られた炉心成否判定データに基づいて、判定式（１）や（２）のように可燃性毒物平均質量割合（ｐ・ｎ／Ｎ）とウラン濃縮度ｅとの種々の組合せに対する炉心成否判定式を決定する（ステップＳ１１）。
【００４３】
つぎに、軽水炉用燃料集合体の可燃性毒物平均質量割合（ｐ・ｎ／Ｎ）とウラン濃縮度ｅとの組合せを具体的に仮定して（ステップＳ１２）、その組合せについて、ステップＳ１１で得られた炉心成否判定式に基づいて炉心成否を判定する（ステップＳ１３）。
【００４４】
ステップＳ１３の結果が炉心不成立（Ｎｏ）であった場合は、可燃性毒物平均質量割合（ｐ・ｎ／Ｎ）とウラン濃縮度ｅとの組合せを変更して、再びステップＳ１２，Ｓ１３を行う。ステップＳ１３の結果が炉心成立（Ｙｅｓ）であった場合は、そのときの可燃性毒物平均質量割合（ｐ・ｎ／Ｎ）とウラン濃縮度ｅとの組合せによって、燃料集合体の設計として決定する（ステップＳ１４）。
【００４５】
以上説明した設計方法によれば、軽水炉において、ウラン濃縮度を高めたときの余剰反応度を低減することができる。また、あらかじめ炉心成否判定式を決定しておくことにより、具体的な燃料集合体の設計において、種々のパラメータを変更した場合について、炉心の成否を簡単に確認することができ、設計作業の迅速化および省力化を図ることができる。
【００４６】
この実施形態で、核燃料物質に添加される可燃性毒物としては、ガドリニウムを含む化合物、もしくはエルビウムを含む化合物、もしくはホウ素を含む化合物であることが好ましい。
【００４７】
さらに、核燃料物質に添加される可燃性毒物がガドリニアである場合に、その最高質量割合が２０質量％未満であることが好ましい。それは、ガドリニアの最高質量割合が２０質量％以上であると、ガドリニアと酸化ウランとの混合物が固溶体を生成しにくくなるからである。
【００４８】
ここで説明する実施形態における可燃性毒物として、奇数質量数（たとえば１５５または１５７）のガドリニウムの濃縮を行ったガドリニウムを用いるのが好ましい。これによって、ガドリニウムが持つ吸収断面積が大きくなるため、可燃性毒物の添加量を少なくする効果が得られる。
【００４９】
また、コントロールセルを含む軽水炉炉心に燃料集合体を装荷することにより、制御棒の動作による反応度変化範囲を小さく抑えられ、軽水炉炉心における燃料集合体の熱的健全性を満たしやすくする効果が得られる。
【００５０】
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更、組み合わせを行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。
【符号の説明】
【００５１】
１０…燃料集合体、  １１，１２…燃料棒、  １３…チャンネルボックス、  １４…ウォーターロッド、  ２０…被覆管、  ２１…核燃料物質、  ３０…制御棒（反応度制御装置）、  ３１…核計装装置（局部出力領域モニタ、ＬＰＲＭ）
【図１】
2018128445.tif 000003
【図２】
2018128445.tif 000004
【図３】
2018128445.tif 000005
【図４】
2018128445.tif 000006
【図５】
2018128445.tif 000007
【図６】
2018128445.tif 000008
【図７】
2018128445.tif 000009
【図８】
2018128445.tif 000010
【図９】
2018128445.tif 000011
【図１０】
2018128445.tif 000012