(57)【要約】【課題】沸騰水型原子炉の炉心で、燃焼による新旧燃料集合体の出力ミスマッチを小さくし、単位炉心体積あたりの熱出力を大きくできるようにする。【解決手段】核分裂性プルトニウムをウランと混合した燃料を包含した燃料棒をほぼ正三角形状に稠密配列した燃料集合体を複数体配列して炉心を構成し、複数体の燃料集合体の一部分ずつを所定の燃料サイクルごとに新たな燃料集合体である新燃料で置き換える沸騰水型原子炉の炉心において、炉心の最外周を含む炉心外側領域に、核分裂性プルトニウムの富化度が最も高い燃料集合体１８を配置するとともに、炉心外側領域の燃料集合体が装荷される炉心支持構造物の冷却材流入口の流動抵抗値が複数種類設けられ、新燃料が流動抵抗が比較的小さい装荷位置に装荷される。【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
核分裂性プルトニウムをウランと混合した燃料を包含した燃料棒をほぼ正三角形状に稠密配列した燃料集合体を複数体配列して炉心を構成し、前記複数体の燃料集合体の一部分ずつを所定の燃料サイクルごとに新たな燃料集合体である新燃料集合体で置き換える沸騰水型原子炉の炉心において、
前記炉心の最外周を含む炉心外側領域に、核分裂性プルトニウムの富化度が最も高い燃料集合体を配置するとともに、
前記炉心外側領域の燃料集合体が装荷される炉心支持構造物の冷却材流入口の流動抵抗値が複数種類設けられ、前記新燃料集合体が流動抵抗が比較的小さい装荷位置に装荷されていること、
を特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
【請求項２】
請求項１に記載の沸騰水型原子炉の炉心において、
前記炉心外側領域の燃料集合体について、寿命で平均し、かつ、集合体体積で平均した冷却水ボイド率が、それ以外の領域の燃料集合体についての、寿命で平均し、かつ、集合体体積で平均した冷却水ボイド率よりも大きくなるように、炉心外側領域の平均冷却水流量およびそれ以外の領域の平均冷却水流量を調整したこと、を特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
【請求項３】
請求項１または２に記載の沸騰水型原子炉の炉心において、前記炉心は半径方向に少なくとも３領域に分けられ、それら領域の外側ほど核分裂性プルトニウムの富化度が高い燃料集合体が配置されていること、
を特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
【請求項４】
核分裂性プルトニウムをウランと混合した燃料を包含した燃料棒をほぼ正三角形状に稠密配列した燃料集合体を複数体配列し、その配列の外側に中性子反射体を配置して炉心を構成した沸騰水型原子炉の炉心において、
前記炉心の最外周の燃料集合体の核分裂性物質の富化度を、前記中性子反射体に燃料集合体側面が接している側面の数が多い燃料集合体ほど高くしたこと、を特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
【請求項５】
請求項１に記載の沸騰水型原子炉の炉心において、前記炉心の最外周の燃料集合体の外側に、ジルコニウム合金またはステンレス鋼を材質とし、炉心外側方向の厚さを燃料集合体よりも薄い中性子中性子反射体を配置したこと、を特徴とする沸騰水型原子炉の炉心。
【請求項６】
核分裂性プルトニウムをウランと混合した燃料を包含した燃料棒をほぼ正三角形状に稠密配列した燃料集合体を複数体配列して炉心を構成し、前記複数体の燃料集合体の一部分ずつを所定の燃料サイクルごとに新たな燃料集合体である新燃料集合体で置き換える沸騰水型原子炉の運転方法において、
前記炉心の最外周を含む炉心外側領域に、核分裂性プルトニウムの富化度が最も高い燃料集合体を配置するとともに、
前記炉心外側領域の燃料集合体が装荷される炉心支持構造物の冷却材流入口の流動抵抗値を複数種類設け、
前記新燃料集合体は流動抵抗が比較的小さい装荷位置に装荷し、前記燃料集合体の燃焼が進むとともに流動抵抗が大きい装荷位置に移動させること、
を特徴とする沸騰水型原子炉の運転方法。
【請求項７】
請求項６に記載の沸騰水型原子炉の運転方法において、
前記炉心は半径方向に少なくとも３領域に分けられ、それら３領域の外側ほど核分裂性プルトニウムの富化度が高い燃料集合体が配置されていること、
を特徴とする沸騰水型原子炉の運転方法。
【請求項８】
核分裂性プルトニウムをウランと混合した燃料を包含した燃料棒をほぼ正三角形状に稠密配列した燃料集合体を複数体配列し、その配列の外側に中性子反射体を配置して炉心を構成し、前記複数体の燃料集合体の一部分ずつを所定の燃料サイクルごとに新たな燃料集合体である新燃料集合体で置き換える沸騰水型原子炉の運転方法において、
前記炉心の最外周の燃料集合体を、前記中性子反射体に燃料集合体側面が最も多く接している位置に最初に装荷し、燃焼とともに前記中性子反射体に接している燃料集合体側面が少ない位置に移動させて燃焼させた後に、当該燃料集合体を前記原子炉から取り出すことを特徴とする、沸騰水型原子炉の運転方法。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子炉の炉心、特に燃料棒を稠密配列した燃料集合体を有し、核分裂性物質の転換比を高めてウラン資源の利用効率を向上させた沸騰水型原子炉の炉心と、その運転方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
将来型原子炉としてウラン資源の有効活用のために、燃料棒をほぼ正三角形状（千鳥格子状）にその間隔を１ｍｍ程度にして稠密配列することにより現行軽水炉炉心よりも冷却材の体積比を低減し、核分裂性物質の転換比を高めた沸騰水型原子炉の炉心が検討されている。この炉心ではさらに冷却材の割合を実効的に低減するために、冷却水のボイド率も現行軽水炉の約４０％から約６０％に高めている（特許文献１および非特許文献１参照）。
【０００３】
このため、現行軽水炉に比べて中性子スペクトルが硬くなり中性子の平均エネルギーが高くなること、また現行軽水炉に比べてボイド係数が正側に移行しやすいので炉心高さを低減していることなどから、炉心の径方向に中性子束分布は中央部で高く炉心周辺部で低いという傾向（径方向ピーキング）が現行軽水炉よりも大きくなる。
【０００４】
炉心設計では、限られた炉心体積のもとで最大の熱出力を取り出すために、燃料集合体ごとの核分裂熱出力がなるべく等しくなるようにされる。この中性子束の径方向ピーキングのもとで出力を平坦化するために、炉心外側に配置される燃料集合体のプルトニウムの富化度を炉心外側ほど高くする方法がある。ここで、プルトニウムの富化度は、（プルトニウム燃料）／（プルトニウム燃料＋ウラン燃料）で定義される。
【０００５】
特に、炉心最外周においては、その外側に中性子が漏洩しやすいため中性子束が低いことを考慮して、炉心の富化度を２種類以上として炉心最外周の燃料集合体では最も高い富化度が設定される。これにより、少なくとも燃焼初期炉心においては、炉心内が同一富化度の場合に比べて炉心内燃料集合体の出力分布は平坦化され、炉心内で同一の冷却水流量とすることにより、熱的余裕を大きくできることになる。
【０００６】
しかし、燃料の燃焼を考慮した場合、核分裂性物質の転換比は核分裂性物質の富化度が大きいほど低くなるので、転換比が低い外側燃料では燃焼による出力の低下が大きくなり、炉心内に混在する新旧燃料集合体の出力ミスマッチ（集合体同士の出力不均一）が大きくなる。
【０００７】
新旧燃料の平均でみれば、富化度を外側ほど高くすることにより、出力は平坦化され径方向ピーキングは低下するが、一方、燃焼による出力ミスマッチは増大するのでこれをも考慮した全体の径方向ピーキング係数としての改善度合いはいくらか相殺される傾向がある。
【０００８】
図１５は電気出力１３０万ＫＷｅ級の炉心の例であり、鉛直方向の炉心中心軸ｚを含む二つの直交対称面ｘ、ｙで切り取った１／４炉心を平断面図で示す。炉心の最外周にある外側燃料集合体１８および内側燃料集合体１９のプルトニウム富化度はそれぞれ、１５％および１２％となっており、外側で高いプルトニウム富化度となっている。なお、外側燃料集合体１８の内部に示す数字１、２、３はバッチ番号を表し、新燃料集合体が装荷される位置は、サイクルごとに１→２→３と変わっていく。内側燃料集合体１９のバッチ番号は図示を省略する。
【０００９】
図１６は内側燃料集合体１９と外側燃料集合体１８の燃焼による出力変動を示したものである。外側燃料集合体１８では燃焼による出力変動が大きく、燃焼とともに大幅に低下している。燃料集合体はバッチ交換が行なわれ、一つの燃焼サイクルが終了すると、全体のＮ分の１が交換される（Ｎはバッチ数）。本炉心では３バッチ交換である。そのため、炉心内には３種類の燃焼度の異なる燃料が混在する。燃焼による出力変動が大きい外側燃料集合体１８では、燃焼度の異なる３種類の燃料集合体の出力ミスマッチが大きくなることになる。
【００１０】
これによって、径方向の出力ピーキング係数が大きくなり、熱的余裕の目安である最大線出力および限界出力比（限界出力と実際の出力の比）が厳しくなる。設計においては、これを考慮して最大線出力や限界出力比がある制限を満足するように炉心設計がなされるが、上記の径方向ピーキング係数をさらに低減できれば、同一炉心体積で熱出力のさらに大きな炉心性能のよい炉心を設計することができる。
よって、一つの課題として、高い富化度の領域における燃焼による出力ミスマッチを低減して、最大線出力や限界出力比を改善することが挙げられる。
【００１１】
補足するが、高い転換比を狙って稠密燃料とした本従来例では、炉心内の各領域ごとのプルトニウム富化度を数種類用意して、その領域間では燃料の移動をしない前提としている。これは高速増殖炉と同一の考え方である。ここで、転換比は、（核分裂性物質の生成量）／（核分裂性物質の消費量）で定義される。
【００１２】
一方、従来の軽水炉では各燃料集合体の平均ウラン濃縮度は同一であり、また最外周とその内側領域での燃料集合体の移動を行なっている。これは従来の軽水炉ではウラン濃縮度を燃料集合体ごとに用意するのは大きなコスト（濃縮コスト）増加要因となるためである。これに対してプルトニウム富化度を何種類か用意するのはそれほどのコスト増加につながらない。
【００１３】
【特許文献１】
特開平８−２１８９０号公報
【非特許文献１】
ヨコヤマ（Ｙｏｋｏｙａｍａ），  Ｔ．等著、「高速スペクトルＢＷＲの増殖特性に関する研究（Ｓｔｕｄｙ  ｏｎ  Ｂｒｅｅｄｉｎｇ  Ｃｈａｒａｃｔｅｒｉｓｔｉｃｓ  ｏｆ  Ｆａｓｔ  Ｓｐｅｃｔｒｕｍ  ＢＷＲ）」、核科学技術の物理に関する国際会議（Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌ  Ｃｏｎｆｅｒｅｎｃｅ  ｏｎ  ｔｈｅ  Ｐｈｙｓｉｃｓ  ｏｆ  Ｎｕｃｌｅａｒ  Ｓｃｉｅｎｃｅ  ａｎｄ  Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ），  Ｉｓｌａｎｄｉａ  Ｍａｒｒｉｏｔｔ  Ｌｏｎｇ  Ｉｓｌａｎｄ，  Ｌｏｎｇ  Ｉｓｌａｎｄ，  ＮＹ，  Ｏｃｔｏｂｅｒ  ５−８（１９９８）．
【００１４】
【発明が解決しようとする課題】
本発明は上記従来技術の課題を解決するためになされたものであり、燃焼による新旧燃料集合体の出力ミスマッチが小さく炉心全体の出力分布が平坦化され、単位炉心体積あたりの熱出力の大きい沸騰水型原子炉の炉心を得ることを目的とする。
【００１５】
【課題を解決するための手段】
本発明は上記目的を達成するものであって、請求項１に記載の発明は、核分裂性プルトニウムをウランと混合した燃料を包含した燃料棒をほぼ正三角形状に稠密配列した燃料集合体を複数体配列して炉心を構成し、前記複数体の燃料集合体の一部分ずつを所定の燃料サイクルごとに新たな燃料集合体である新燃料集合体で置き換える沸騰水型原子炉の炉心において、前記炉心の最外周を含む炉心外側領域に、核分裂性プルトニウムの富化度が最も高い燃料集合体を配置するとともに、前記炉心外側領域の燃料集合体が装荷される炉心支持構造物の冷却材流入口の流動抵抗値が複数種類設けられ、前記新燃料集合体が流動抵抗が比較的小さい装荷位置に装荷されていること、を特徴とする。
【００１６】
また、請求項４に記載の発明は、核分裂性プルトニウムをウランと混合した燃料を包含した燃料棒をほぼ正三角形状に稠密配列した燃料集合体を複数体配列し、その配列の外側に中性子反射体を配置して炉心を構成した沸騰水型原子炉の炉心において、前記炉心の最外周の燃料集合体の核分裂性物質の富化度を、前記中性子反射体に燃料集合体側面が接している側面の数が多い燃料集合体ほど高くしたこと、を特徴とする。
【００１７】
また、請求項６に記載の発明は、核分裂性プルトニウムをウランと混合した燃料を包含した燃料棒をほぼ正三角形状に稠密配列した燃料集合体を複数体配列して炉心を構成し、前記複数体の燃料集合体の一部分ずつを所定の燃料サイクルごとに新たな燃料集合体である新燃料集合体で置き換える沸騰水型原子炉の運転方法において、前記炉心の最外周を含む炉心外側領域に、核分裂性プルトニウムの富化度が最も高い燃料集合体を配置するとともに、前記炉心外側領域の燃料集合体が装荷される炉心支持構造物の冷却材流入口の流動抵抗値を複数種類設け、前記新燃料集合体は流動抵抗が比較的小さい装荷位置に装荷し、前記燃料集合体の燃焼が進むとともに流動抵抗が大きい装荷位置に移動させること、を特徴とする。
【００１８】
また、請求項８に記載の発明は、核分裂性プルトニウムをウランと混合した燃料を包含した燃料棒をほぼ正三角形状に稠密配列した燃料集合体を複数体配列し、その配列の外側に中性子反射体を配置して炉心を構成し、前記複数体の燃料集合体の一部分ずつを所定の燃料サイクルごとに新たな燃料集合体である新燃料集合体で置き換える沸騰水型原子炉の運転方法において、前記炉心の最外周の燃料集合体を、前記中性子反射体に燃料集合体側面が最も多く接している位置に最初に装荷し、燃焼とともに前記中性子反射体に接している燃料集合体側面が少ない位置に移動させて燃焼させた後に、当該燃料集合体を前記原子炉から取り出すことを特徴とする。
【００１９】
【発明の実施の形態】
以下、本発明に係る沸騰水型原子炉の炉心およびその運転方法の実施の形態について、図面を参照して説明する。ここで、従来と同じもしくは類似の部分、または相互に同じもしくは類似の部分には、同じ符号を付して重複説明は省略する。
【００２０】
まず、第１の実施の形態を説明する。図１は第１の実施の形態である沸騰水型原子炉の炉心配置図である。図示のように、炉心に配列される燃料集合体は外側燃料集合体１８と内側燃料集合体１９とからなっている。各燃料集合体１８、１９は、図２に示すように、プルトニウムとウランの混合酸化物燃料を包含した燃料棒３２をほぼ正三角形状に稠密配列している。各燃料集合体１８、１９は、断面が一辺約３０ｃｍのほぼ正方形のチャンネルボックス３１によって側面を覆われている。図２に示すように、チャンネルボックス３１の外側には、制御棒３５が上下動可能に配置されている。また、チャンネルボックス３１の外側に水排除板３３が配置されている。
【００２１】
プルトニウム富化度は、最外周の外側燃料集合体１８の方が内側燃料集合体１９よりも高く、例えば、外側燃料集合体１８で１５％、内側燃料集合体１９では１２％となっている。ただし、ウランの濃縮度は炉心全体でほぼ均一とする。
【００２２】
図１で、外側燃料集合体１８にはＩ、ＩＩ、ａ、ｂ、Ａなどの記号が付されているが、これらのうちのＩ、ａ、Ａが新燃料集合体であり、燃料集合体のシャッフリングが、それぞれ、Ｉ→ＩＩ→ＩＩＩの順、Ａ→Ｂの順、ａ→ｂ→ｃの順で行なわれる。さらに、各位置の燃料集合体支持部分の冷却水流入口の大きさと形状を異ならせることで、流動抵抗を変えている。
【００２３】
すなわち、図３に示すごとく、例えば、流量はＩが最も大きく、次いでＩＩ、ＩＩＩの順で小さくなっている。燃料集合体の出力は初期に大きく燃焼とともに低下するため、燃焼とともに流量が変わらない従来例の場合は初期が最も熱的に厳しい。しかし、本実施の形態では燃焼初期に最も流量が大きい位置に装荷されるため、熱的余裕が増大することになる。
【００２４】
熱的余裕の目安として出力／流量の比をとると、図３に示すごとく、本実施の形態では燃焼による出力／流量の比がどのサイクルでもほぼ同程度であり、図４に比較したごとく、出力／流量の比は従来例の最大値よりも低下する。しかも、各位置の流量を合計した当該領域の総冷却水流量を増大する必要はない。
【００２５】
次に、第２の実施の形態を説明する。第２の実施の形態は、第１の実施の形態である図１の炉心と同様に、燃料のシャッフリングが、例えば、Ｉ→ＩＩ→ＩＩＩの順で行なわれ、さらに、各位置の燃料集合体支持部分の冷却水流入口の大きさと形状が異なり、流量はＩが最も大きく、次いでＩＩ、ＩＩＩの順で小さくなっている。
【００２６】
本実施の形態では、さらに、図５に示すように、炉心外側領域の燃料集合体１８の冷却水ボイド率が、内側領域の燃料集合体１９の冷却水ボイド率よりも大きくなるように、それぞれの領域での平均冷却水流量が調整されている。これは、前記各装荷位置の燃料集合体支持部分の冷却水流入口の大きさと形状の変更、または、燃料集合体下部の冷却水流入口の大きさと形状の調整により、流動抵抗を調整することで達成される。ただし、図５で、流量は、領域平均を、従来例を１として表した相対値で示してあり、ボイド率（蒸気／気液混合体の体積比）は、寿命および燃料集合体体積での平均値で表してある。
【００２７】
一般に、ボイド率が高くなることにより中性子スペクトルが硬くなり、転換比が向上する。したがって、従来例よりも炉心外側領域の転換比が高くなり、図６に示すごとく当該領域における燃料集合体の燃焼による出力変化を低減し、新旧燃料集合体ごとの出力ミスマッチを低減することができる。
【００２８】
さらに、図７に示すごとく燃焼に伴ってシャッフリングすることにより第１の実施の形態と同様に出力と流量の比をどのサイクルでもほぼ同程度にできる。その結果、外側領域のボイド率を上げるため外側領域の総冷却水流量を低減しつつ、図８に示すごとく出力／流量の比の最大値を従来例よりも低減できる。したがって、本実施の形態では、外側領域の燃焼による出力ミスマッチの低減と、出力／流量の比の低減とを、同時に達成して熱的余裕を増大できる。
【００２９】
次に、第３の実施の形態を説明する。図９は第３の実施の形態である沸騰水型原子炉の炉心配置図（１／４対象）である。この炉心では、炉心領域により、燃料集合体が内側燃料集合体１９、中間燃料集合体２６、外側燃料集合体１８に分けられており、それぞれの領域のプルトニウム富化度は１１％、１３％、１５％と、外側ほど高くなっている。これにより、第１、第２の実施の形態よりも径方向出力分布の平坦化を狙った設計となっている。図９では、図１に示したのと同様の外側燃料集合体１８の記号Ｉ、ＩＩ、ａ、ｂ、Ａなどに加えて、中間燃料集合体２６に、バッチ番号を表わす数字１、２、３が表示されている。
【００３０】
この炉心では集合体装荷位置ごとに炉心支持構造側の冷却水流動抵抗を変化させ、燃料集合体のシャッフリングを流動抵抗が小さく流量が大きい位置から流量の小さい位置へ行なっていくことを、中間燃料集合体２６および外側燃料集合体１８の各領域ごとに実施したものである。これにより、各領域内での燃料が装荷されてから取出されるまでの期間である寿命中の最大出力と流量の比を低減して、各領域の熱的余裕を向上させたものである。なお、内側燃料集合体１９では最も富化度が低く、効果が大きくないために上記の方策を実施していないが、実施することも可能である。
【００３１】
次に、第４の実施の形態を説明する。第４の実施の形態は、図９における３種類のプルトニウム富化度の領域を有する炉心において、第３の実施の形態と同様に集合体装荷位置ごとの流動抵抗を変化させ、燃料集合体のシャッフリングを流動抵抗が小さく流量が大きい位置から流量の小さい位置へ行なっていくことを、中間燃料集合体２６および外側燃料集合体１８の各領域ごとに実施する。ここで、これら各領域についての、寿命で平均し、かつ、集合体体積で平均した冷却水ボイド率が、炉心外側領域ほど高くなるように、各領域の平均冷却水流量が調整されている。
【００３２】
これにより、各領域ごとに、寿命中の集合体出力と流量の比をサイクルごとに平坦化するとともに、燃焼による出力ミスマッチを低減して最大出力を低減することができ、熱的余裕を増加することができる。
【００３３】
次に、第５の実施の形態を説明する。第５の実施の形態の炉心を図１０に示す。この炉心では、炉心最外周の外側燃料集合体１８の外側に反射体１０が配置されている。炉心最外周の外側燃料集合体１８の内で、図１０に示すＩ、Ａ、ａの位置は２面で反射体１０と隣接しており、ＩＩ、Ｂ、ｂの位置は１面で反射体１０と隣接している。このように、反射体１０に燃料集合体側面が最も多く接している位置に新燃料集合体を装荷し、燃焼とともに反射体１０に接している燃料集合体側面が少ない位置に移動させて燃焼させ、その後に炉外へ取り出す。
【００３４】
同一の燃焼状態、例えば燃焼初期を考えると、最外周においては反射体に燃料集合体側面が最も多く接している位置ほど中性子漏洩が大きく出力が小さくなる。よって、同一の装荷位置では燃焼初期ほど出力が高い傾向を緩和して、熱的な余裕を増大することができる。
【００３５】
これを図１１に示す。図１１の各点はいずれも、最大出力を示す新燃料集合体について示している。従来例ではバッチ交換方式であり、燃焼サイクルが進むに伴い、新燃料集合体が装荷位置ＩやＩＩのどちらにも装荷されるので、中性子束が高いＩＩの位置で大きな出力となる。それに対して本実施の形態では、出力が高い傾向を示す新燃料集合体を中性子束が低いＩの位置へ装荷し、１サイクル燃焼後にＩＩへ移動するため、最大出力が従来例よりも低減し、熱的余裕が増大する。
【００３６】
次に、第６の実施の形態を説明する。第６の実施の形態の炉心を図１２に示す。本炉心では、外側燃料集合体１８の核分裂性物質の富化度を、反射体１０に燃料集合体側面が接している側面の数が多い燃料集合体ほど高くしている。すなわち、外側燃料集合体１８のうちのＩの位置は反射体１０と２面で接しており、これらの外側燃料集合体のプルトニウム富化度は最も高く、例えば１７％とする。外側燃料集合体１８のうちのＩＩの位置は反射体１０と１面で接しており、これらの外側燃料集合体のプルトニウム富化度は例えば１４％とする。その他の燃料集合体は反射体１０と接していないので、これらの燃料集合体のプルトニウム富化度は最も低く、例えば１２％とする。
【００３７】
一般に、同一の燃焼状態、例えば燃焼初期を考えると、最外周においては反射体に燃料集合体側面が最も多く接している位置ほど中性子漏洩が大きく出力が小さくなる。よって、反射体１０に燃料集合体側面が最も多く接している位置ほどプルトニウムの富化度を高くして、この最外周領域での燃料集合体ごとの出力の差を小さくし、最大出力を低減し、熱的余裕を増加することができる。
【００３８】
これを図１３に示す。図１３の各点はいずれも、最大出力を示す新燃料について示している。従来例では、新燃料集合体を装荷すると、装荷位置ＩとＩＩでは大きな出力の差が生じている。一方、本実施の形態では、反射体１０に燃料集合体側面が２面接しているＩの位置の燃料集合体の富化度を従来例の１５％から１７％へと高め、反射体１０に燃料集合体側面が１面のみ接しているＩＩの位置の燃料集合体の富化度を従来例の１５％から１４％へと低減している。これにより、中性子束の違いを富化度の違いで補うことができ、両方の位置での最大出力をほぼ同一とし、かつ、従来例よりも低減することができる。
【００３９】
次に、第７の実施の形態を説明する。第７の実施の形態の炉心を図１４に示す。この炉心では、最も外側の外側燃料集合体１２に接して、中性子反射体１４が配置されている。中性子反射体１４の材質はジルカロイであり、かつ、炉心外側方向の厚さは燃料集合体の厚さ約３０ｃｍよりも薄い１５ｃｍとなっている。
【００４０】
これにより、中性子漏洩量を抑制でき、最外周で中性子束が低下するのを緩和できるとともに、冷却水の体積割合が大きく、中性子スペクトルを軟化させる領域が燃料集合体に直接接することがないので、燃料集合体の表面で局所的に中性子スペクトルが軟化して大きな出力が発生することを回避できる。さらに、炉心に占める占有面積を低減し、反射体も含めた炉心体積の増大を最小限とできる。
【００４１】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明によれば、高い核分裂性物質の富化度の燃料集合体が装荷される炉心外側領域、あるいは炉心内各領域における、集合体出力と流量の比の低減、さらに、新旧燃料集合体の出力ミスマッチの低減ができる。このため、限界出力比の改善や最大線出力の改善が可能となり、同一の炉心体積でより多くの熱出力を出せる性能に優れた沸騰水型原子炉の炉心、特に、核分裂性物質の転換比を高めた沸騰水型原子炉の炉心、およびその運転方法を提供できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る沸騰水型原子炉の炉心の第１の実施の形態を、中心軸を含む二つの直交対称面で切り取った１／４炉心として示す平断面図。
【図２】図１の炉心の燃料集合体の一つとその周辺を示す拡大平断面図。
【図３】本発明に係る沸騰水型原子炉の炉心の第１の実施の形態における外側燃料集合体の特性を示すグラフ。
【図４】図３の燃料集合体出力と流量の比を従来例と比較して示すグラフ。
【図５】本発明に係る沸騰水型原子炉の炉心の第１および第２の実施の形態の冷却水流量とボイド率を、従来例と比較して示す表。
【図６】本発明に係る沸騰水型原子炉の炉心の第２の実施の形態における集合体出力を従来例と比較して示すグラフ。
【図７】本発明に係る沸騰水型原子炉の炉心の第２の実施の形態における外側燃料集合体の特性を示すグラフ。
【図８】図７の燃料集合体出力と流量の比を従来例と比較して示すグラフ。
【図９】本発明に係る沸騰水型原子炉の炉心の第３の実施の形態を、中心軸を含む二つの直交対称面で切り取った１／４炉心として示す平断面図。
【図１０】本発明に係る沸騰水型原子炉の炉心の第５の実施の形態を、中心軸を含む二つの直交対称面で切り取った１／４炉心として示す平断面図。
【図１１】本発明に係る沸騰水型原子炉の炉心の第５の実施の形態および従来例における外側燃料集合体の出力変化を示すグラフ。
【図１２】本発明に係る沸騰水型原子炉の炉心の第６の実施の形態を、中心軸を含む二つの直交対称面で切り取った１／４炉心として示す平断面図。
【図１３】本発明に係る沸騰水型原子炉の炉心の第６の実施の形態および従来例における外側燃料集合体の出力変化を示すグラフ。
【図１４】本発明に係る沸騰水型原子炉の炉心の第７の実施の形態を、中心軸を含む二つの直交対称面で切り取った１／４炉心として示す平断面図。
【図１５】従来の沸騰水型原子炉の炉心を、中心軸を含む二つの直交対称面で切り取った１／４炉心として示す平断面図。
【図１６】従来の沸騰水型原子炉の炉心の燃料集合体の出力変化を示すグラフ。
【符号の説明】
１０…中性子反射体、１４…中性子反射体、１８…外側燃料集合体、１９…内側燃料集合体、２６…中間燃料集合体、３１…チャンネルボックス、３２…燃料棒、３３…水排除板、３５…制御棒。
【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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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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【図１６】
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