(57)【要約】【課題】炉心に装荷される燃料集合体の反応度を高めて、放射性廃棄物の物量を低減できること。【解決手段】複数の燃料集合体１２が装荷されて炉心１１が構成され、燃料集合体は内側に、他の燃料集合体と区切られた流路を備え、この流路内を流れる冷却材の流量を調整するオリフィスが、流路の上流側に設けられた沸騰水型原子炉１０において、炉心１１の最外周にする燃料集合体（炉心最外周燃料集合体１２Ａ）の流路内を流れる冷却材の流量が、炉心全体の燃料集合体の各流路内を流れる冷却材の流量の平均値の７０％以上になるように設定されて構成されたものである。【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
複数の燃料集合体が装荷されて炉心が構成され、前記燃料集合体は内側に、他の前記燃料集合体と区切られた流路を備え、前記流路内を流れる冷却材の流量を調整するオリフィスが、前記流路の上流側に設けられた沸騰水型原子炉において、
前記炉心の最外周に位置する前記燃料集合体の前記流路内を流れる冷却材の流量が、前記炉心全体の前記燃料集合体の前記各流路内を流れる冷却材の流量の平均値の７０％以上になるよう構成されたことを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項２】
前記炉心の最外周に位置する燃料集合体の流路の上流側に設けられたオリフィスの圧力損失係数は、前記炉心の最外周を除く内周に位置する燃料集合体の流路の上流側に設けられたオリフィスの圧力損失係数の４倍よりも小さく設定されて構成されたことを特徴とする請求項１に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項３】
前記炉心の最外周に位置する燃料集合体と前記炉心の最外周を除く内周に位置する燃料集合体との間隔が、前記炉心の内周に位置する前記燃料集合体どうしの間隔よりも、少なくとも１つの方向において広く設定されたことを特徴とする請求項１または２に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項４】
前記炉心に、ウラン燃料のみを含むウラン燃料集合体と、ウラン燃料とプルトニウム燃料が混合されたＭＯＸ燃料を含むＭＯＸ燃料集合体とが装荷される場合には、前記炉心の最外周に、３サイクル目以降の前記ＭＯＸ燃料集合体が優先配置されるよう構成されたことを特徴とする請求項１乃至３のいずれか１項に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項５】
前記炉心に装荷される複数の燃料集合体が炉心支持板により下方から支持され、隣接する前記燃料集合体間に、冷却材が流れるバイパス領域が設けられ、前記炉心支持板には、最外周に位置する前記燃料集合体の外側に、前記炉心支持板の下方の炉心下部プレナムに連通する流入孔が形成され、
複数の前記燃料集合体間の前記バイパス領域には、前記炉心下部プレナムからの冷却材が、前記流入孔を経て供給されるよう構成されたことを特徴とする請求項１乃至４のいずれか１項に記載の沸騰水型原子炉。
【請求項６】
前記バイパス領域に設けられて中性子束を検出する中性子計装検出器は、γ発熱型の中性子計装検出器であることを特徴とする請求項５に記載の沸騰水型原子炉。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は沸騰水型原子炉に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉の炉心は、断面が円形状に近く、装荷される複数の燃料集合体の各チャンネルボックスによって流路が複数に区切られている。通常、外周部に位置する燃料集合体の出力は相対的に低い。このため、炉心最外周に位置する燃料集合体（炉心最外周燃料集合体）のチャンネルボックス内を流れる冷却材の流量は、炉心内周に位置する燃料集合体（炉心内周燃料集合体）のチャンネルボックス内を流れる冷却材の流量に比べて少なくてよく、実際の設計でもそのようになされている。
【０００３】
炉心最外周燃料集合体と炉心内周燃料集合体のそれぞれを流れる冷却材の流量配分の調整は、燃料集合体を燃料支持金具により炉心支持板に支持させる際の上記燃料支持金具に設けられたオリフィスによって行われる。例えば、炉心を最外周と内周の二つの領域に区分したとき、炉心最外周燃料集合体を支持するための燃料支持金具のオリフィスの圧力損失係数は、炉心内周燃料集合体を支持するための燃料支持金具のオリフィスの圧力損失係数よりも大きくなっている。
【０００４】
図１１に燃料集合体のチャンネルボックス内を流れる冷却材の典型的な流量配分例を示す。炉心最外周燃料集合体のチャンネルボックス内の冷却材は、炉心内周燃料集合体のチャンネルボックス内の冷却材に比べて、その流量が半分程度である。なお、この値は、炉心最外周燃料集合体の出力や軸方向出力分布によって変化するので、常にこの値というわけではない。上述のような設計によって、相対的に出力が高い炉心内周燃料集合体内を流れる冷却材の流量を若干でも増加させることで、炉心の熱的余裕の向上が図られている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特開平１１−９４９７３号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
ところで、沸騰水型原子炉を含む軽水炉で発生する核燃料廃棄物（放射性廃棄物）には、超ウラン元素（ＴＲＵ）や超寿命核分裂生成物（ＬＬＦＰ）が含まれており、それらが天然ウラン鉱石レベルの放射性毒性となるには、数万年〜数十万年の期間が必要になる。
【０００７】
そこで、原子力の環境負荷低減の観点から、軽水炉で発生する超ウラン元素等の放射性廃棄物を放射能レベルを基準に群分離したり、高速炉で処理する研究が進められているが、発生元である軽水炉における放射性廃棄物の減容化や有害度低減の可能性については、必ずしも十分に検討されてきたとは言えない。
【０００８】
沸騰水型原子炉では、天然ウラン中のＵ２３５が濃縮された燃料を核分裂させてエネルギを取り出すが、母材となるＵ２３８が中性子を吸収して核分裂物質であるＰｕ２３９に変換するので、このＰｕ２３９も核分裂させてエネルギを取り出している。Ｕ２３５が３％濃縮された核燃料を用いた場合、使用済み燃料中にはＵ２３５とＰｕ２３９がそれぞれ約１％ずつが燃え残り、再処理されてＭＯＸ燃料として利用されるか、廃棄される。従って、これらのＵ２３５とＰｕ２３９の燃え残りを少なくすることが、放射性廃棄物処理への負荷低減につながる。
【０００９】
本発明の実施形態は、上述の事情を考慮してなされたものであり、炉心に装荷される燃料集合体の反応度を高めて、放射性廃棄物の物量を低減できる沸騰水型原子炉を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
本発明の実施形態における沸騰水型原子炉は、複数の燃料集合体が装荷されて炉心が構成され、前記燃料集合体は内側に、他の前記燃料集合体と区切られた流路を備え、前記流路内を流れる冷却材の流量を調整するオリフィスが、前記流路の上流側に設けられた沸騰水型原子炉において、前記炉心の最外周に位置する前記燃料集合体の前記流路内を流れる冷却材の流量が、前記炉心全体の前記燃料集合体の前記各流路内を流れる冷却材の流量の平均値の７０％以上になるように設定されて構成されたことを特徴とするものである。
【発明の効果】
【００１１】
本発明の実施形態によれば、炉心に装荷される燃料集合体の反応度を高めて、放射性廃棄物の物量を低減できる。
【図面の簡単な説明】
【００１２】
【図１】第１実施形態に係る沸騰水型原子炉における炉心の１／４部分を示す概略平面図。
【図２】図１の燃料集合体の下部と炉心支持板等を示し、（Ａ）が炉心内周に位置する燃料集合体の下部等を、（Ｂ）が炉心最外周に位置する燃料集合体の下部等をそれぞれ示す部分側面図。
【図３】図１及び図２における燃料集合体内を流れる冷却材の流量を示すグラフ。
【図４】図１及び図２における燃料集合体内のボイド率を示すグラフ。
【図５】図１及び図２における燃料集合体を支持する燃料支持金具に設けられたオリフィスの圧力損失係数と、燃料集合体内のボイド率との関係を示すグラフ。
【図６】図１及び図２における炉心最外周位置に４サイクル目の燃料集合体を配置した炉心の１／４部分を示す概略平面図。
【図７】図１及び図２における燃料集合体の一体の反応度の変化を示すグラフ。
【図８】第２実施形態に係る沸騰水型原子炉における炉心の１／４部分を示す概略平面図。
【図９】第３実施形態に係る沸騰水型原子炉におけるウラン燃料集合体とＭＯＸ燃料集合体の反応度の変化を示すグラフ。
【図１０】第４実施形態に係る沸騰水型原子炉における炉心（燃料集合体）と炉心支持板の１／４部分を示す概略平面図。
【図１１】従来の沸騰水型原子炉における炉心の燃料集合体内を流れる冷却材の流量を示すグラフ。
【図１２】従来の沸騰水型原子炉における炉心の燃料集合体内のボイド率を示すグラフ。
【発明を実施するための形態】
【００１３】
以下、本発明を実施するための実施形態を図面に基づき説明する。
［Ａ］第１実施形態（図１〜図７）
図１は、第１実施形態に係る沸騰水型原子炉における炉心の１／４部分を示す概略平面図である。沸騰水型原子炉１０の炉心１１は、複数の燃料集合体１２が装荷されて断面が略円形状に構成され、図１にはその１／４部分が示されている。炉心１１に装荷される燃料集合体１２は、上端が上部格子板（不図示）により支持され、下端が図２に示す炉心支持板１３に、燃料支持金具１４を介して下方から支持される。ここで、炉心支持板１３には、燃料支持金具１４のほかに制御棒案内管１５や中性子計装管（不図示）等が取り付けられている。
【００１４】
炉心１１に装荷される各燃料集合体１２は、Ｕ２３５などの核燃料が封入された燃料棒がチャンネルボックス１６内に複数本に収容されて構成され、チャンネルボックス１６の下端に下部タイプレート１７が取り付けられる。燃料集合体１２は、下部タイプレート１７が燃料支持金具１４に嵌合されることで、この燃料支持金具１４を介して炉心支持板１３に支持される。各燃料集合体１２のチャンネルボックス１６の内側領域は、炉心支持板１３の下方の炉心下部プレナム１８内の冷却材（冷却水）が上方へ向かって流れる流量として構成される。この燃料集合体１２の流路は、他の燃料集合体１２の流路と、それぞれ燃料集合体１２のチャンネルボックス１６によって区切られている。そして、各燃料集合体１２の流路内を流れる冷却材の流量は、これらの流量の上流側に位置する燃料支持金具１４に設けられたオリフィス２０によって調整される。
【００１５】
本第１実施形態では、図１、図３及び図４に示すように、炉心１１の最外周に位置する燃料集合体１２（炉心最外周燃料集合体１２Ａ）の流路内を流れる冷却材の流量Ａは、炉心１１全体の燃料集合体１２の各流路内を流れる冷却材の流量の平均値を平均流量Ｃとしたとき、この平均流量Ｃの７０％以上となるように、即ち次式（１）にて規定される。
０．７×Ｃ＜Ａ＜Ｃ…（１）
【００１６】
この式（１）は、通常（従来）の炉心において炉心最外周燃料集合体１２Ａの平均出力が炉心１１全体の平均出力の７０％程度以下であることを前提とし、且つ燃料集合体１２の冷却材入口のサブクール度を０と仮定して設定されたものである。この場合、炉心１１の最外周を除く内周に位置する燃料集合体（炉心内周燃料集合体１２Ｂ）の流路内を流れる冷却材の流量Ｂは、図３に示すように、炉心１１全体の燃料集合体１１の各流路内を流れる冷却材の平均流量Ｃと同程度である。
【００１７】
炉心最外周燃料集合体１２Ａの流路内を流れる冷却材の流量Ａが上述の式（１）のように規定されることで、炉心最外周燃料集合体１２Ａの流路内を流れる冷却材の出口でのクオリティ（蒸気の質量分率）が炉心１１全体の燃料集合体１２の各流路内を流れる冷却材の出口でのクオリティの平均値以下となる。従って、炉心最外周燃料集合体１２Ａの流路内のボイド率の平均値（平均ボイド率）は、図４に示すように、炉心内周燃料集合体１２Ｂの流路内の平均ボイド率と、炉心１１全体の燃料集合体１２の各流路内の平均ボイド率とに対し、例えば０．１（１０％）程度低下する。
【００１８】
上述の式（１）を実現するために、本第１実施形態では、炉心最外周燃料集合体１２Ａを支持する燃料支持金具１４Ａのオリフィス２０Ａの圧力損失係数αは、図５に示すように、炉心内周燃料集合体１２Ｂを支持する燃料支持金具１４Ｂのオリフィス２０Ｂの圧力損失係数βの４倍よりも小さく、即ち次式（２）にて規定されている。
β＜α＜４×β…（２）
【００１９】
図５では、炉心最外周燃料集合体１２Ａの流路内の平均ボイド率を線Ｘで、炉心１１全体の燃料集合体１２の各流路内の平均ボイド率を線Ｙでそれぞれ示す。これら線Ｘ及び線Ｙから明らかなように、炉心最外周燃料集合体１２Ａを支持する燃料支持金具１４Ａのオリフィス２０Ａの圧力損失係数αが式（２）を満たすことで、炉心最外周燃料集合体１２Ａの流路内の平均ボイド率を、炉心１１全体の燃料集合体１２の各流路内の平均ボイド率よりも低下させることが可能になる。なお、図５中の符号γは、従来例の炉心における炉心最外周燃料集合体を支持する燃料支持金具のオリフィスの圧力損失係数を示す。
【００２０】
ここで、図１２に、通常（従来）の炉心における燃料集合体の流路内のボイド率が示されている。この図１２に示すように、従来の炉心では、炉心最外周燃料集合体の流路内の平均ボイド率は、炉心内周燃料集合体の流路内の平均ボイド率と、炉心全体の燃料集合体の各流路内の平均ボイド率とに対し、略同一の値かまたはそれ以上の値になっている。そして、一般に、沸騰水型原子炉では、ボイド率の上昇により燃料集合体の出力が抑制されるよう設計されている。
【００２１】
これに対し、本第１実施形態では、炉心最外周燃料集合体１２Ａの流路内の平均ボイド率が炉心１１全体の燃料集合体１２の各流路内の平均ボイド率よりも低下されたことで、炉心最外周燃料集合体１２Ａは出力が出易くなる。これにより、運転サイクルが３サイクル目以降の燃料集合体１２を炉心最外周燃料集合体１２Ａとして配置した場合に、炉心最外周燃料集合体１２Ａの核燃料を従来よりも燃焼させることが可能になる。
【００２２】
上述の運転サイクルが３サイクル目以降の燃料集合体１２を、炉心最外周燃料集合体１２Ａとする配置例を図６に示す。図６は、４サイクル目の燃料集合体１２を炉心１１の最外周に配置した例である。この図６における符号１は１サイクル目の燃料集合体１２を、符号２は２サイクル目の燃料集合体１２を、符号３は３サイクル目の燃料集合体１２を、符号４は４サイクル目の燃料集合体１２をそれぞれ示す。
【００２３】
第１実施形態における燃料集合体１２の１体について、１〜３サイクル目を炉心内周に、４サイクル目以降を炉心最外周にそれぞれ配置した例の反応度の変化を図７に示す。図７に示した例では、炉心内周燃料集合体１２Ｂとして配置された１サイクル目から３サイクル目までは、その流路内の平均ボイド率が０．４（４０％）である。そして、炉心最外周燃料集合体１２Ａとして配置された４サイクル目以降では、その流路内の平均ボイド率が０．３（３０％）になっている。なお、破線で示すものは従来設計例の場合の反応度変化である。このように、炉心最外周燃料集合体１２Ａの流路内のボイド率を従来よりも低い設計とすることで、炉心最外周燃料集合体１２Ａとして配置された後の反応度を高めることが可能になる。
【００２４】
以上のように構成されたことから、第１実施形態によれば、次の効果（１）及び（２）を奏する。
（１）炉心最外周燃料集合体１２Ａを支持する燃料支持金具１４Ａのオリフィス２０Ａの圧力損失係数αが、炉心内周燃料集合体１２Ｂを支持する燃料支持金具１４Ｂのオリフィス２０Ｂの圧力損失係数βの４倍も小さく設定されることで、炉心最外周燃料集合体１２Ａの流路内を流れる冷却材の流量Ａは、炉心１１全体の燃料集合体１２の各流路内を流れる冷却材の流量の平均値（平均流量Ｃ）の７０％以上なるように設計されている。このため、炉心最外周燃料集合体１２Ａの流路内のボイド率の平均値が、炉心１１全体の燃料集合体１２の流路内のボイド率の平均値よりも低下するので、炉心最外周燃料集合体１２Ａの核燃料の燃焼が促進される。この結果、燃料集合体１２の燃焼度を高めることができる、すなわちより多くの燃料を燃焼させることができるため、装荷使用済燃料として取り出される燃料集合体１２に含まれる超ウラン元素を従来よりも少なくして、沸騰水型原子炉１０からの放射性廃棄物の物量を低減できる。
【００２５】
（２）上述のように炉心１１に装架される燃料集合体１２の反応度が高められることで、燃料集合体１２自体において核燃料の濃縮度を低下させたり、１体の燃料集合体１２から取り出し可能な燃料取出燃焼度を増加させることができる。これらのことから、燃料集合体１２中の超ウラン元素や長寿命核分裂生成物を減少させることができるので、この点からも、沸騰水型原子炉１０からの放射性廃棄物の物量を低減できる。
【００２６】
［Ｂ］第２実施形態（図８）
図８は、第２実施形態に係る沸騰水型原子炉における炉心の１／４部分を示す概略平面図である。この第２実施形態において第１実施形態と同様な部分については、第１実施形態と同一の符号を付すことにより説明を簡略化し、または省略する。
【００２７】
本第２実施形態の沸騰水型原子炉２５が第１実施形態と異なる点は、炉心最外周燃料集合体１２Ａと炉心内周燃料集合体１２Ｂとの間隔Ｌ１が、炉心内周燃料集合体１２Ｂどうしの間隔Ｌ２よりも少なくとも一つの方向、例えば沸騰水型原子炉２５の半径方向の全ての方向において広く設定された点（即ち、Ｌ１＞Ｌ２）である。
【００２８】
従って、第２実施形態によれば、第１実施形態の効果（１）及び（２）と同様な効果を奏するほか、次の効果（３）を奏する。
【００２９】
（３）炉心最外周燃料集合体１２Ａと炉心内周燃料集合体１２Ｂとの間隔Ｌ１が、炉心内周燃料集合体１２Ｂどうしの間隔Ｌ２よりも少なくとも１方向において広く設定されたので、燃料集合体１２周辺の冷却材領域を増加させることができる。この結果、炉心最外周燃料集合体１２Ａ内の核燃料の燃焼をより一層促進させて、炉心最外周燃料集合体１２Ａの反応度を上昇させることができるので、沸騰水型原子炉２５からの放射性廃棄物の物量を低減できる。
【００３０】
［Ｃ］第３実施形態（図１、図９）
図９は、第３実施形態に係る沸騰水型原子炉におけるウラン燃料集合体とＭＯＸ燃料集合体の反応度の変化を示すグラフである。この第３実施形態において第１実施形態と同様な部分については、第１実施形態と同一の符号を付すことにより説明を簡略化し、または省略する。
【００３１】
本第３実施形態の沸騰水型原子炉３０が第１実施形態と異なる点は、炉心１１にウラン燃料集合体とＭＯＸ燃料集合体とが装荷される場合に、炉心１１の最外周に、３サイクル目以降のＭＯＸ燃料集合体が炉心最外周燃料集合体１２Ａとして配置された点である。
【００３２】
つまり、第３実施形態の沸騰水型原子炉３０では、ウラン燃料（Ｕ２３５、Ｕ２３８）のみを含むウラン燃料集合体と、ウラン燃料とプルトニウム燃料（Ｐｕ２３９）が混合されたＭＯＸ燃料を含むＭＯＸ燃料集合体とが装荷されている。ここで、ウラン燃料集合体とＭＯＸ燃料集合体との反応度を比較すると、図９に示すように、ＭＯＸ燃料集合体の方がウラン燃料集合体に比べて、燃焼による反応度の低下が少なく、即ち核燃料が多く残存すると言える。
【００３３】
そこで、第３実施形態では、３サイクル目以降のウラン燃料集合体とＭＯＸ燃料集合体の双方が装荷された炉心において、最外周に３サイクル目以降のＭＯＸ燃料集合体を優先して装荷した配置とするものである。これにより、３サイクル目以降の燃料集合体のうち、ウラン燃料集合体よりも核燃料が多く残存するＭＯＸ燃料集合体の燃焼を促進させることで、効率よく燃焼度を高めることができる。
【００３４】
ここで、ウラン燃料集合体とＭＯＸ燃料集合体の双方が装荷された炉心において、３サイクル目以降のＭＯＸ燃料集合体を優先的に最外周に装荷した配置とは、最も単純には炉心最外周燃料集合体１２ＡをすべてＭＯＸ燃料集合体とした配置である。しかし、実際には、３サイクル目以降のＭＯＸ燃料集合体の装荷数等にもよる。したがって、例えば、３サイクル目以降のＭＯＸ燃料がすべて最外周に装荷された配置、燃料として用いる最後のサイクル（例えば４サイクル目が終わったら原子炉から取り出す場合は４サイクル目）のＭＯＸ燃料集合体がすべて最外周に装荷された配置、３サイクル目以降のＭＯＸ燃料集合体のうち最外周に装荷される割合が、３サイクル目以降のウラン燃料集合体のうち最外周に装荷される割合よりも高い配置、等が挙げられる。
【００３５】
以上のように構成されたことから、本第３実施形態によれば、第１実施形態の効果（１）及び（２）と同様な効果を奏するほか、次の効果（４）を奏する。
【００３６】
（４）燃焼による反応度の低下が少ないＭＯＸ燃料集合体のうち、３サイクル目以降のＭＯＸ燃料集合体が、炉心最外周燃料集合体１２Ａとして炉心１１の最外周位置に配置されたので、この３サイクル目以降のＭＯＸ燃料集合体のＭＯＸ燃料を積極的に燃焼させることができる。この結果、ウラン燃料集合体とＭＯＸ燃料集合体とが装荷される沸騰水型原子炉３０において燃焼度を効率よく高めることができ、沸騰水型原子炉３０からの放射性廃棄物の物量を低減することができる。
【００３７】
［Ｄ］第４実施形態（図１０）
図１０は、第４実施形態に係る沸騰水型原子炉における炉心（燃料集合体）と炉心支持板の１／４部分を示す概略平面図である。この第４実施形態において第１実施形態と同様な部分については、第１実施形態と同一の符号を付すことにより説明を簡略化し、または省略する。
【００３８】
本第４実施形態の沸騰水型原子炉４０が第１実施形態と異なる点は、炉心支持板１３における炉心最外周燃料集合体１２に対応する部分の外側に、炉心下部プレナム１８に連通する流入孔４１が複数形成され、炉心下部プレナム１８からの冷却材が流入孔４１を経て、隣接する燃料集合体１２間の間隔で且つ冷却材が流れるバイパス領域４２へ供給されるよう構成された点である。
【００３９】
通常（従来）の沸騰水型原子炉では、バイパス領域４２内を流れる冷却材に中性子やガンマ線からのエネルギが付与されるため、燃料集合体をバイパスして冷却材が流れる。具体的には、炉心支持板１３に設けられた図示しない孔、燃料集合体の下部タイプレート１７のリーク孔４３（図２）、下部タイプレート１７とチャンネルボックス１６とのギャップ４４（図２）などから流出した冷却材がバイパス領域４２を流れる。
【００４０】
これに対し、第４実施形態では、流入孔４１が設けられることにより、従来と比較して炉心最外周へ流出する冷却材が増加することで炉心内周燃料集合体１２Ｂのバイパス領域４２の冷却材密度が低下する。ここで、沸騰水型原子炉４０に装荷される燃料集合体１２において、下部タイプレート１７のリーク孔４３、及び下部タイプ１７とチャンネルボックス１６とのギャップ４４は閉塞されたものを用いると、流入孔４１からバイパス領域４２へ流出する冷却材の割合がより高まる。更に、炉心支持板１３における炉心内周燃料集合体１２Ｂの配置位置に対応する部分では、中性子計装管用の孔以外の孔も全て閉塞することで、同様に流入孔４１からバイパス領域４２へ流出する冷却材の割合が高まる。これにより、炉心内周燃料集合体の周囲のバイパス領域４２内の冷却材は流量が低下し、従来よりも沸騰しやすくなり、ボイド率が上昇する。
【００４１】
この結果、この炉心内周燃料集合体１２Ｂ（炉心最外周燃料集合体１２Ａに隣接する燃料集合体１２を除く）における核分裂しないＵ２３８のＰｕ２３９への変換が促進される。
【００４２】
更に、第４実施形態の沸騰水型原子炉４０では、従来よりも、炉心最外周燃料集合体１２Ａとこの炉心最外周燃料集合体１２Ａに隣接する燃料集合体１２との間のバイパス領域４２に流れる冷却材が増加するため、冷却材が沸騰しにくくなり、ボイド率が低下する。この結果、炉心最外周燃料集合体１２Ａ及びこの炉心最外周燃料集合体１２Ａに隣接する燃料集合体１２の反応度が高められて、これらの燃料集合体１２の核燃料の燃焼が促進される。
【００４３】
なお、従来用いられている中性子検出器４５は周囲の沸騰により感度が低下するため、炉心内周のボイド率が高まる本実施形態においては、感度がバイパス領域４２のボイド率に影響されにくいγ発熱型中性子検出器を用いることが好ましい。加えて、通常の中性子検出器４５とγ発熱型中性子検出器４５とを併用すると、これらの中性子検出器４５の出力の差から中性子検出器４５の検出感度の低下の程度を推定できるため、設置位置でのボイド率を計測することが可能になる。
【００４４】
以上のように構成されたことから、本第４実施形態によれば、第１実施形態の効果（１）及び（２）と同様な効果を奏するほか、次の効果（５）を奏する。
【００４５】
（５）炉心支持板１３における炉心最外周燃料集合体１２の配置位置に対応する部分の外側に、炉心下部プレナム１８に連通する流入孔４１が形成されたことで、炉心内周燃料集合体１２Ｂ（炉心最外周燃料集合体１２Ａに隣接する燃料集合体１２を除く）の周囲のバイパス領域４２内の冷却材は流量が低下して沸騰し、ボイド率が上昇して、Ｕ２３８のＰｕ２３９への変換が促進される。一方、炉心最外周燃料集合体１２Ａとこの炉心最外周燃料集合体１２Ａに隣接する燃料集合体１２との間のバイパス領域４２内の冷却材は、流量が増加して沸騰しにくくなり、ボイド率が低下して、炉心最外周燃料集合体１２Ａ及びこの炉心最外周燃料集合体１２Ａに隣接する燃料集合体１２の反応度が上昇する。
【００４６】
このため、１〜４サイクル目の燃料集合体１２を炉心内周燃料集合体１２Ｂ（炉心最外周燃料集合体１２Ａに隣接する燃料集合体１２を除く）として、Ｕ２３８をＰｕ２３９に変換させ、３〜５サイクル目の燃料集合体１２を炉心最外周燃料集合体１２Ａまたはこの炉心最外周燃料集合体１２Ａに隣接する燃料集合体１２として、Ｕ２３５及び生成されたＰｕ２３９を燃焼させることで、利用可能な核燃料（Ｕ２３５及びＵ２３８）を有効に燃焼させて、沸騰水型原子炉４０の燃焼度を向上させることができる。
【００４７】
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。これらの実施形態は、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、変更を行うことができ、また、それらの置き換えや変更は、発明の範囲や要旨に含まれると共に、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。
【符号の説明】
【００４８】
１０…沸騰水型原子炉、１１…炉心、１２…燃料集合体、１２Ａ…炉心最外周燃料集合体、１２Ｂ…炉心内周燃料集合体、１３…炉心支持板、１４、１４Ａ、１４Ｂ…燃料支持金具、１６…チャンネルボックス、１８…炉心下部プレナム、２０、２０Ａ、２０Ｂ…オリフィス、２５、３０、４０…沸騰水型原子炉、４１…流入孔、４２…バイパス領域、４５…中性子計装検出器、Ａ、Ｂ…流量、Ｃ…平均流量、Ｌ１、Ｌ２…間隔、α、β…圧力損失係数。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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