(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
正方格子状に配列された複数本の燃料棒と一本若しくは複数本の水ロッドとをスペーサにより束状に保持し、その束状の燃料棒をチャンネルボックスにより被覆した強制循環方式沸騰水型原子炉用の燃料集合体において、
前記チャンネルボックスのコーナー部に平面状の短辺部を形成することにより、チャンネルボックスを断面八角形となるように形成し、前記短辺部に固体減速材取付部を設け、前記固体減速材取付部に固体減速材を取付けまた取外し可能に設けたことを特徴とする、沸騰水型原子炉用燃料集合体。
【請求項２】
正方格子状に配列された燃料棒の四隅の全長燃料棒１本×４、または、それに隣接した２本を加えた３本×４の全長燃料棒を取り除き、断面八角形のチャンネルボックスで覆ったことを特徴とする、請求項１記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。
【請求項３】
正方格子状に配列された燃料棒のコーナー部の全長燃料棒３本×４については上部を削除した部分長燃料棒とした上で、下部において断面がコーナー部が四分割円になっている擬似正方形になっており、上部において断面が八角形になっているチャンネルボックスで覆ったことを特徴とする、請求項１記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。
【請求項４】
正方格子状に配列された燃料棒の四隅の全長燃料棒１本×４を取り除き、それに隣接した２本については上部を削除した部分長燃料棒を採用した上で、下部において断面がコーナー部に短辺部が形成された八角形になっており、上部においてコーナー部の短辺部が下部のコーナー部の短辺部より長い断面八角形になっているチャンネルボックスで覆ったことを特徴とする、請求項１記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。
【請求項５】
正方格子状に配列された複数の燃料棒の束の中央部に、超大型丸形ウォータロッド、正方形を４５度回転させた形のウォータボックス、太径ウォータロッド２本、正方形のウォータボックス、十字型ウォータクロス、或いは正方形を４５度回転させた形のウォータボックスを衛星状に取り囲むようにした４本の丸形ウォータロッドを配設したことを特徴とする、請求項１乃至４のいずれかに記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。
【請求項６】
炉心格子形状の如何に関わらず、燃料棒ピッチ、およびチャンネルボックス内幅最大値が最も狭いＳ格子で統一化したことを特徴とする、請求項１乃至５のいずれかに記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。
【請求項７】
Ｄ格子炉心に装荷される燃料集合体において、前記固体減速材が制御棒側のみに装着されていることを特徴とする、請求項１乃至６のいずれかに記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。
【請求項８】
固体減速材は、ジルカロイ−４、または、チャンネルボックスと同一材質の合金、或いは、水素化物を含む合金製であることを特徴とする、請求項１乃至７のいずれかに記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。
【請求項９】
固体減速材は、軽水よりも中性子減速能が劣る材質を含むことを特徴とする、請求項１乃至７のいずれかに記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。
【請求項１０】
固体減速材は、同じ材質の多角柱でチャンネルボックス軸方向に対して断面積が変化することを特徴とする、請求項１乃至９のいずれかに記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。
【請求項１１】
固体減速材は、チャンネルボックス軸方向またはチャンネル周方向に対して異なる材質が適用されていることを特徴とする、請求項１乃至９のいずれかに記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。
【請求項１２】
固体減速材は、バイパス部冷却材が流れる流路を有することを特徴とする、請求項１乃至１１のいずれかに記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。
【請求項１３】
固体減速材は、垂直方向に複数個に分割して配置されていることを特徴とする、請求項１乃至１２のいずれかに記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。
【請求項１４】
固体減速材は、棒状局所出力モニタの各中性子計測器高さ位置に合わせて配置されていることを特徴とする、請求項１３記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。
【請求項１５】
正方格子状に配列された複数本の燃料棒と一本若しくは複数本の水ロッドとをスペーサにより束状に保持し、その束状の燃料棒をチャンネルボックスにより被覆した強制循環方式沸騰水型原子炉用の燃料集合体において、
前記正方格子状に配列された燃料棒の周辺部から一部の燃料棒を取り除き、または前記周辺部に部分長燃料棒を配置し、前記取り除かれた燃料棒または前記部分長燃料棒により形成されたチャンネルボックス内の空間部分と対応する個所に、前記チャンネルボックス側面に溝からなる固体減速材取付部を設け、当該固体減速材取付部に固体減速材を取付けまたは取外し可能に設けたことを特徴とする、沸騰水型原子炉用燃料集合体。
【請求項１６】
請求項１〜１５記載の燃料集合体を、初装荷燃料として装荷したことを特徴とする、沸騰水型原子炉。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子炉用の燃料集合体及びその燃料集合体を装荷した沸騰水型原子炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】
沸騰水型原子力発電プラント（以下、「ＢＷＲ」と記す）においては、図１９に示すように原子炉格納容器１内に原子炉圧力容器２が設けられており、この原子炉圧力容器２内には複数の燃料集合体及び制御棒等からなる炉心３が配設されるとともに冷却材４（例えば水）が収容されている。冷却材４は再循環ポンプ５を有する再循環系６により強制循環されており、炉心３でウラン２３５（以下、「Ｕ２３５」と記す）の核分裂により発生した熱を受けることにより飽和水と飽和蒸気が混合した状態となり、炉心上部に移動する。そして、図示しない気水分離器及び蒸気乾燥器により乾燥状態となり、原子炉圧力容器２に接続された主蒸気配管系７を介してタービン８に送られタービン８を駆動させる。このタービン８の駆動により発電機９が回転され発電する。タービン８で仕事をした蒸気は復水器１０内に導入されて復水となり、復水ポンプ１１により給水加熱器１２に送られそこで昇温されたのちに給水ポンプ１３により再度原子炉圧力容器２内に供給される。
【０００３】
図２０は、上記構成のＢＷＲの典型的な運転特性図を示したものである。通常の運転は定格出力曲線、設計流量制御曲線、安定性制限曲線、最低ポンプ速度曲線、キャビテーション制限曲線、最大ポンプ速度曲線の各線上とそれらによって囲まれた領域内と自然循環曲線上で行われる。図２０の例では、定格出力は炉心流量が８５％（Ａ点）〜１０５％（Ｂ点）にかけて達成されている。原子炉の運転は、通常、サイクル初期では８５％流量近傍にあり、冷却材流量増による反応度利得を利用するためにサイクル燃焼度が進むに従い高流量側に移動し、サイクル末期では１０５％流量近傍となる。また炉心軸方向出力分布は、通常、サイクル初期では下歪みとなるよう炉心核設計を行い、炉心出口でのボイド率を高めている。これにより、ウラン２３８（以下、「Ｕ２３８」と記す）から、核分裂性物質であるプルトニウム２３９（以下、「Ｐｕ２３９」と記す）の生成が促進される。サイクル中期〜末期にかけてはＵ２３５に加えてＰｕ２３９を燃焼させる運転となるため、炉心軸方向出力分布は上歪み傾向となる。経済性を向上させた炉心では、上記炉心流量調整と、軸方向出力分布調整を可能とする核設計を組み合わせた最適化がなされている。
【０００４】
沸騰水型原子炉の炉心は、より具体的には、図２１に示すように構成されている。炉心内には複数の燃料集合体２０が挿入されており、４体の燃料集合体２０の中央部には制御棒２１が配設されている。また、炉心内には中性子束を検出するために複数個の局部出力領域モニタ２２（以下、「ＬＰＲＭ２２」という）が配置されている。
【０００５】
従来沸騰水型原子炉に採用されている燃料集合体２０は、図２２（ａ）、（ｂ）に示されている９×９燃料集合体の例のように、上部タイプレート２３および下部タイプレート２４、これらのタイプレートに両端が保持される複数の燃料棒２５およびウォータロッド２６、これらの燃料を束ねる燃料スペーサ２７、及びスペーサ２７で束ねれられた燃料棒束を取り囲み上部タイプレート２３に取り付けられるチャンネルボックス２８を備えている。燃料棒としては、高さが上部タイプレートまで達しない部分長の燃料棒２９が採用される場合もある。そして上記燃料集合体２０は、原子炉の炉心に格子状に装荷されるのが普通である。
【０００６】
ＢＷＲのチャンネルボックス２８の断面は、通常、コーナー部に半径約１ｃｍの曲率の四分割円を有する、約１３ｃｍ四方の擬似正方形である。その材質としては、ジルカロイが用いられる場合が多く、肉厚は、２ｍｍ〜３ｍｍ程度である。さらに、各燃料集合体２０は、図２３に示すように炉心支持板３０及び上部格子板３１で支持され、円筒形のシュラウド３２で囲まれている。冷却材４は、下方より、燃料支持金具３３のオリフィス及び下部タイプレート２４を経由してチャンネルボックス２８内に流入し、燃料集合体により熱せられ、沸騰により蒸気（ボイド）を発生し、気液二相流となる。現在運転されている商用ＢＷＲでの燃料集合体有効長さは、約３．７ｍである。
燃料集合体２０が格子状に装荷された場合、減速材である水の分布は、炉心上部ではウォータロッド２６の部分と隣合うチャンネルボックス２８の間の部分（水ギャップ部）に相対的に多くなる。
【０００７】
以上のような沸騰水型原子炉における燃料集合体としては、国内で商用の発電が行われて以来、７行７列型、８行８列型、改良８行８列型、高燃焼度８行８列型、そして９行９列型が採用されるに至っている。これらの改良により集合体当たりの核分裂性物質の収容量が増加し、集合体内濃縮度分布の最適化と可燃性毒物の最適配置により、高燃焼度化と長期運転サイクル化が実現されている。これと前記炉心流量調整幅の有効利用により、炉心の経済性は向上している。高燃焼度８×８燃料から９×９燃料では、燃料棒が燃料棒本数の増加によって総伝熱面積が増加するため、限界出力特性が改善される。また、高燃焼度化／長期運転サイクル化に伴うボイド反応度係数絶対値増加による過渡特性と核的要因に基づく安定性の悪化は、２本の太径ウォータロッドの採用等により防止されている。
【０００８】
図２４は水ギャップ面積と水ロッド面積の和を一定としたとき、両者の比率と冷温時反応度上昇量、及び、二相流領域の蒸気ボイド率が４０％のときの中性子無限増倍率との関係を示している。水ギャップ面積割合が大きいと、減速された中性子がギャップ水で無駄に吸収される割合が増し、過減速状態に近づくので冷温時反応度上昇は小さくなる。一方、水ロッド面積割合が大きいほど燃料集合体中の減速材分布が平坦化されるので通常運転時の中性子増倍率は高くなる。
【０００９】
なお、集合体格子の増加に伴う二相圧損増加による熱水力的要因に基づく安定性の悪化は、スペーサ圧損係数の低減と８本の部分長燃料棒、および、高圧損型下部タイプレートの採用により防止されている。
【００１０】
ここで、限界出力特性とは、与えられた運転条件下（出力、流量、圧力、入口エンタルピ）で、当該燃料集合体にて遷移沸騰が発生する出力閾値の高低を意味する。限界出力特性は、燃料集合体格子数の他に、炉心燃料格子形状（チャンネルボックスの内幅が広いＣ格子、Ｄ格子、Ｎ格子のグループと、チャンネルボックスの内幅が狭いＳ格子）、スペーサタイプ、ウォータロッド本数・形状・配置等によっても影響を受ける。このため、新燃料集合体の開発に当たっては、通常、実寸の模擬燃料集合体に対して、ＢＷＲ運転条件下での熱水力試験を行い、限界出力特性を確認している。さらに、試験結果は、ＢＷＲ燃料集合体についての熱水力解析コードを用いることにより、「限界クオリティ対沸騰長さ」のタイプの沸騰遷移相関式に整理される。その代表的なものとして米国ＧＥ社が開発したＧＥＸＬ相関式があり、現在運転中の商用ＢＷＲでは、燃料集合体タイプ毎に求められたＧＥＸＬ相関式を基にして、定常運転時の最小限界出力比（Ｍｉｎｉｍｕｍ  Ｃｒｉｔｉｃａｌ  Ｐｏｗｅｒ  Ｒａｔｉｏ、以下ＭＣＰＲと記す）と、過渡時のＭＣＰＲ変化量（ΔＭＣＰＲ）が評価される場合が多い。
【００１１】
ＢＷＲ燃料集合体の限界出力試験と、ＧＥＸＬ相関式については、公開文献１“ＴＬＲ−００９（改訂４）「沸騰水型原子力発電所  ＧＥＴＡＢの概要、平成１０年１月  株式会社東芝」”、または、公開文献２“ＨＬＲ−００７（訂４）「沸騰水形原子力発電所  原子炉の熱特性評価法（ＧＥＴＡＢ）について”、平成９年１２月  株式会社日立製作所」“に詳しく記載されている。また、炉心燃料格子形状については、公開文献３“ＴＬＲ−０５６「沸騰水型原子力発電所“炉心燃料格子形状”、平成６年４月  株式会社東芝」”、または、公開文献４“ＨＬＲ−０４９「沸騰水型原子力発電所“炉心燃料格子形状”、平成６年４月  株式会社日立製作所」”に具体的な記載がある。
【００１２】
次に、過渡特性とは、ＢＷＲプラントで発電機負荷遮断・バイパス弁不作動、給水加熱喪失等の運転時の異常な過渡変化が発生したときの、出力、圧力等のプロセスパラメータの時間変化の他に、燃料集合体の熱的健全性の時間変化を意味する。燃料集合体は、前記過渡変化中も良好に除熱されるのが望ましいことは言うまでも無い。工学的には、過渡変化中に全燃料棒の０．１％以上が遷移沸騰とならないように設計することが妥当とされている。燃料の除熱性能に関するパラメータとしては先に述べたＭＣＰＲがあり、過渡変化時のＭＣＰＲが安全限界ＭＣＰＲ（  Ｓａｆｅｔｙ  Ｌｉｍｉｔ  ＭＣＰＲ；以下ＳＬＭＣＰＲと記す）を下回らないように運転時のＭＣＰＲに制限が加えられている。プラント寿命中に発生することが予想される様々な過渡変化に対し、予め妥当性の確認された解析プログラムを使用してその過渡特性を解析し、ΔＭＣＰＲが評価されるが、運転制限ＭＣＰＲ（Ｏｐｅｒａｔｉｏｎ  Ｌｉｍｉｔ  ＭＣＰＲ；以下、「ＯＬＭＣＰＲ」と記す）は、その中で最大の変化（以下、「ΔＭＣＰＲｍａｘ」と記す）を前記ＳＬＭＣＰＲに加えることにより算出される。
ＯＬＭＣＰＲ  ＝  ΔＭＣＰＲｍａｘ  ＋  ＳＬＭＣＰＲ
【００１３】
ΔＭＣＰＲｍａｘは、商用ＢＷＲプラントでは、発電機負荷遮断・バイパス弁不作動、または、給水加熱喪失により決定される場合が多い。図２５（ａ）、（ｂ）に、９×９ウラン燃料を装荷したＢＷＲプラントが定格出力／定格流量運転状態で、炉心運転サイクル末期において発電機負荷遮断・バイパス弁不作動が発生したときの過渡変化解析結果を示す。落雷等による地絡が原因となって負荷の喪失が発生すると、出力−負荷のアンバランスリレーが動作し、タービン蒸気加減弁は急速閉止される。バイパス弁の容量が定格蒸気流量を処理できない場合（部分容量バイパス・プラントの場合）には、加減弁急速閉止信号発生により、原子炉はスクラムされる。このとき、通常バイパス弁は急速開し、蒸気遮断による炉圧の上昇は緩和される。しかしながら、保守側の条件設定として、バイパス弁の開失敗を仮定した場合には、中性子束の初期値からの増加量は大きくなる。ここで、国内ＢＷＲプラントの中でも、比較的早期に建設されたプラントではスクラム速度が、近年に建設されたプラントよりも遅いため、中性子束の最大値は約２５２％となり、ＭＣＰＲは初期ＭＣＰＲ＝１．３２から０．２５減少し（ΔＭＣＰＲ＝０．２５）、ＳＬＭＣＰＲ（＝１．０７）まで低下する。
【００１４】
同様にして、燃料・炉心設計は、過渡事象よりも発生確率が十分に小さい事故事象にも関係している。特に、１台の再循環ポンプ５の回転軸が何かしらの原因で固着することにより、炉心冷却材流量が急激に喪失する再循環ポンプ軸固着事故では、事象発生初期にボイドが発生することから、負のボイド反応度係数が小さいときに炉出力と冷却材流量のミスマッチが大きくなり、ΔＭＣＰＲが増加する傾向がある。図２６（ａ）、（ｂ）に示した９×９ウラン燃料を装荷したサイクル早期炉心における解析結果では、初期ＭＣＰＲからのＭＣＰＲ低下量は０．１１（ΔＭＣＰＲ＝０．１１）となる。
【００１５】
次に、安定性とは、プラント起動時または停止時に運転点が低流量／高出力状態となった場合、あるいは、プラントで再循環ポンプ１台トリップ等の過渡変化が発生し、運転点が低流量／高出力に移行したときの、中性子束振動の減衰特性を意味する。炉心は、全運転領域で安定であることが望ましく、安定性の判定パラメータである減幅比が１．０未満であることを解析することにより確認される。逆に、減幅比１．０に対して余裕の少ない運転領域は、選択制御棒（Ｓｅｌｅｃｔｅｄ  Ｒｏｄｓ  Ｉｎｓｅｒｔｉｏｎ；以下、「ＳＲＩ」と記す）や安定性制限曲線により除外される。安定性の種類には、特に最高出力チャンネルの熱水力的な安定性に注目したチャンネル安定性、炉心全体の位相が揃った中性子束振動である炉心安定性、炉心周方向に対称軸を有し１８０度位相がずれた中性子束振動である領域安定性がある。それぞれの安定性の軸方向出力分布への感度は、炉心安定性が一般に平坦な分布ほど厳しい方向であり、チャンネル安定性、領域安定性は下部ピークな分布ほど厳しい方向となっている。炉心安定性では、他の安定性と軸方向出力分布への感度が異なるのは、炉心安定性では核的フィードバックの効果が大きく、これはボイド率の高いところで出力ピークが高いときに、大きな影響となって現れるためである。ＢＷＲの安定性については、公開文献５“ＴＬＲ０１０（改訂３）「沸騰水型原子力発電所“安定性解析手法について”、平成１０年２月、株式会社東芝」”、または、公開文献６“ＨＬＲ０１３（訂３）「沸騰水型原子力発電所“安定性解析手法について”、平成１０年２月、株式会社日立製作所」”に記述がある。
【００１６】
図２７に、９×９ウラン燃料を全数装荷したＢＷＲプラントの運転特性図上での炉心安定性解析結果を、８×８ＭＯＸ燃料と９×９ウラン燃料を混在して装荷した炉心に対する解析結果と比較して示す。ここで、安定性解析は、冷却材の再循環系を含むＢＷＲ炉心をモデル化した周波数領域の安定性解析コードで行ったものである。ＭＯＸ燃料の装荷により、負のボイド反応度係数が増加すると、負のフィードバックゲインが増大するため、炉心安定性は低下方向となる。なお、炉心安定性減幅比は、最低ポンプ速度曲線と安定性制限曲線の交点（点Ｄ）で最大となっており、９×９ウラン燃料を全数装荷した炉心では、減幅比が０．６７であるのに対して、８×８ＭＯＸ燃料と９×９ウラン燃料が混在した炉心では、０．７８まで増加している。
【００１７】
このように、ＢＷＲ炉心では、各種設計改良により過渡・事故・安定性の悪化が防止されているが、他方、ウラン資源の有効利用と使用済燃料発生量の削減を目的として軽水炉燃料の高燃焼度化が進められており、これにともなってウラン濃縮度は増加する傾向にある。ウラン濃縮度の増加により、ボイド反応度係数はより負になり、また、通常運転状態に対する冷温状態での反応度上昇量も増加する。沸騰水型原子炉では、熱水力フィードバック効果を含む炉心動特性や炉停止余裕など、炉の制御性の観点から、ボイド反応度係数や冷温時反応度上昇量を適切な値に保つ必要がある。ボイド係数や冷温時反応度上昇量を調整する方法として、中性子減速材である水の量を調整することが知られている。
【００１８】
沸騰水型原子炉では、燃料集合体下部からチャンネルボックス内に飽和状態に近い水が流入し、燃料棒からの伝熱により発生した蒸気ボイドを含む二相流となって燃料集合体上端から流出する。燃料集合体間はほぼ飽和状態にある水ギャップ領域となっているほか、チャンネルボックス内部にも飽和水領域を形成するため、水ロッドを燃料集合体中央付近に配置する場合がある。
【００１９】
また、冷温時反応度上昇量を低減するには、燃料集合体間の水ギャップ領域を増すのが有効である。さらに、チャンネルボックス上部の厚みを減らして水ギャップ領域を増加する構造でも、同様の効果が得られる。
【００２０】
なお、この種の燃料集合体に関連するものとしては、例えば特公平４−３７３９１号公報に開示されているように、燃料集合体の四隅に上部の燃料を上部を欠如させた燃料棒（部分長燃料棒）を配置し、さらに燃料を欠如させた部分でチャンネルボックス３１のコーナー部を凹ませ核的特性の改善を図るようにしたものが挙げられる。また、特開平５−８０１７２号公報では、燃料集合体最外周中央部の燃料棒を欠如させた上で、欠如させた部分でチャンネルボックス３１を凹ませ核的特性の改善を図るようにしたものが挙げられる。
【００２１】
【発明が解決しようとする課題】
沸騰水型原子炉の炉心内は、燃料物質の領域、蒸気ボイドを含む二相流流路、蒸気ボイドがほとんど発生しない飽和水領域、そして、構造材領域に分類できる。飽和水領域の割合を増やすことによってボイド反応度係数や冷温時反応度上昇量を低減できるが、このとき他の領域は犠牲になるので、飽和水領域を効果的に分布させることが重要である。従来の四角形状のチャンネルボックスを有する燃料集合体からなる炉心では、前述したようにチャンネルボックス間の水量は、燃料の核的特性および炉心の大きさ等の制限から、ある一定量以上にはできない。沸騰水型原子炉では、水は中性子を減速させ核分裂を起こしやすくする働きをもつ。したがって、水の量に制限があるということは原子炉燃料の燃焼度や中性子経済等に制限が生じてしまう嫌いがあり、また、ウランとプルトニウムを混合した燃料（ＭＯＸ燃料）では、中性子吸収が多くなり、減速材である水が従来のウランのみで作られた燃料より炉心中に多くあることが望ましい。
【００２２】
特公平４−３７３９１号公報、特開平５−８０１７２号公報に記載のチャンネルボックスでは、炉停止余裕の改善、および、ボイド係数絶対値の低減効果が考慮されているが、新たに設けた空間部分の調整方法が示されていないため、多様な燃料・炉心形状に対応した最適化を行うことが難しいという改善点が残されている。
【００２３】
また、国内にＢＷＲプラントが導入された当時の炉心燃料格子形状は、制御棒挿入側と反制御棒挿入側での水ギャップ幅が異なるＤ格子のものが多いが、この炉心では、制御棒挿入側と反制御棒挿入側での水ギャップ幅が異なるため、集合体水平断面での中性子束分布が歪易い（水の量が多い制御棒挿入側の出力ピーキングが高くなる）傾向があり、近年建設されたプラントの炉心と同様にして、中性子束分布の均一化策の導入が待たれている。その一手段として、燃料集合体内の水領域（ウォータロッド、または、ウォータボックス）を反制御棒挿入側に偏心させる方法が考えられるが、この場合には、先に記述したように、Ｄ格子用に限界出力試験を実施する必要がある。
【００２４】
さらには、新燃料開発に必要な炉外ループによる、実寸長の模擬燃料集合体を用いた沸騰遷移試験点数を減少させるためには、燃料格子形状を統一化することが望ましい。しかしながら、チャンネル内幅が大きい格子（Ｃ，Ｄ、Ｎ格子）をチャンネル内幅が小さい格子（Ｓ格子）に合わせた場合には、制御棒操作に支障が起きないようにする、すなわち、制御棒ローラーの接触回転面を確保する必要があるという課題がある。
【００２５】
本発明はこれらに鑑みなされたもので、チャンネルボックス内外の飽和水分布と、固体減速材の効果に注目して、二相流流路と構造材領域を十分に確保しつつ、ボイド反応度係数や冷温時反応度上昇量を低減することである。その目的とするところは、炉心内の水などの減速材の炉心内での空間分布の自由度を増すことによって中性子経済を向上させ、原子炉燃料の有効利用を図り、経済性を向上させるとともにウラン燃料とＭＯＸ燃料の双方に適した炉心を構成する燃料集合体を得ることにある。
【００２６】
なお、燃料集合体とチャンネルボックスの基本構成（格子数、燃料棒外径・ピッチ、スペーサタイプ  等）は同一とした上で、ウォータロッド形状を変える、材質を変える（例えば、固体減速材の適用）、或いは、位置を変えることにより、ボイド係数絶対値を低減させ、または集合体水平面での中性子束分布の歪みを緩和させることが可能であるが、その場合には、基本的に実寸長の模擬燃料集合体を用いた限界出力試験が必要と考えられている。試験に代わる方法として、燃料集合体各部の流路を詳細なメッシュ状に分割した上で、熱水力特性を解析するサブチャンネル解析コードを適用することも考えれるが、燃料棒からの気泡の発生へのウォータロッドの干渉効果を詳細に評価する必要があり、信頼の置ける定量的評価結果を得るためには、一般的に多数の解析と検討時間を必要とする。
【００２７】
【課題を解決するための手段】
すなわち、本発明は、上部・下部タイプレートに保持された複数個の燃料棒と、この複数個の燃料棒を取り囲むチャンネルボックスとを備えてなる燃料集合体において、前記チャンネルボックスのコーナー部、あるいは、コーナー部の近傍に配置されている一部の燃料棒を取り除くとともに、この燃料棒が取り除かれたチャンネルボックスの断面形状を八角形として、固体減速材装着用の固体減速材取付部を設け、前記固体減速材を適切に装着することにより、制御棒等の既存設備の変更無しに、所期の目的を達成するようにしたものである。
【００２８】
また本発明では、コーナー部に部分長燃料棒を配置した上で、燃料棒が無い領域でのチャンネルボックス形状を八角形とすることにより、前記と同様の固体減速材を装着することにより、前記目的を達成する。
【００２９】
すなわち、このように形成された燃料集合体とチャンネルボックスであると、固体減速材装着の有無、あるいは、固体減速材の材質の選択によって、炉内の中性子束分布を適切自在に調整することができる。
【００３０】
なお、固体減速材の装着による燃料集合体の限界出力特性への影響は非常に僅かであり、必要であれば、サブチャンネル解析コードの適用によりその影響を容易に把握することが可能である。
【００３１】
他方、固体減速材を装着しない場合でも、擬似八角形チャンネルボックスの短辺部に空間が形成され、チャンネルボックスの外部の水が流れる流路面積が大きく形成されることから、この部分に多くの水が流れるようになり、これによって炉心中の水量が多くなり、中性子の減速が促進されて、核分裂に適した熱中性子が多く得られる。したがって炉心内の水などの減速材の炉心内での空間分布の自由度が増し、ウラン燃料、ＭＯＸ燃料の双方の中性子経済を向上させることができる。
【００３２】
【発明の実施の形態】
以下、添付図面を参照して本発明の実施の形態について詳細に説明する。
【００３３】
図１は、本発明の燃料集合体における第１の実施の形態を示す断面図であって、燃料集合体４０ａは、図２２に示した９×９燃料集合体の構造と同様にして、上部タイプレートおよび下部タイプレートに両端部が保持される複数の全長燃料棒４１ａ（被覆管外径約１０ｍｍ×有効長約３．７ｍ）、４本の部分長燃料棒４１ｂ（被覆管外径約１０ｍｍ×有効長約２．０ｍ）、４本の細径燃料棒４１ｃ（被覆管外径８ｍｍ×有効長約３．７ｍ）が格子状に配設されており、その中心部には１本のウォータボックス４２が配設され、上記燃料棒及びウォータボックスがスペーサにより格子状に保持されている。この場合、全長燃料棒４１ａ等は、所定のピッチで格子状に配置されるが、コーナーの全長燃料棒またはそれに隣接した２本を加えた合計１２本の燃料棒は配置しないようにされ、燃料棒の束が擬似八角形とされており、その擬似八角形の燃料棒の束がチャンネルボックス４３により覆われている。
【００３４】
格子状に配列された燃料棒の外周辺部中央には全長燃料棒４１ａの代わりに、部分長燃料棒４１ｂが配置されており、燃料棒が除去されたコーナー部における八角形の短辺部には、他の燃料棒よりも細径の燃料棒４１ｃが配置されている。また、中央部に配置された１個のウォータボックス４２はほぼ燃料棒５本分の断面積を有し、正方形を４５度回転させた形をしており、そのウォータボックス４２の回りにはそのウォータボックス４２を等距離で衛星状に取り囲むように４本の丸形ウォータロッド４４（各燃料棒１本分）が配置されている。
【００３５】
上部タイプレートに取付けられるチャンネルボックス４３は燃料棒の束を取り囲み、下方に向かって延びており、チャンネルボックス４３の下端部はその形状に合わせられた下部タイプレートの上面より下方に達し、下部タイプレートを囲むようにしてある。ここで図１に示すように燃料集合体４０ａのチャンネルボックス４３のコーナー部は、コーナー部の燃料棒を取り除いたことに伴い、向かい合った辺の長さが等しく、隣接した辺の長さが異なる擬似八角形に形成されている。
【００３６】
上記断面が擬似八角形に形成されたチャンネルボックス４３の短辺部外側面には、固体減速材が着脱可能なように、チャンネルボックス４３の短辺部に長手方向に延びる断面鳩尾状の凸部４５ａ、或いは凹部４５ｂからなる固体減速材取付部が設けられている。
【００３７】
凸部４５ａに装着される固体減速材としては、チャンネルボックス４３と同じ材質である薄板状（厚さ３ｍｍ）の固体減速材４６ａと、内部に黒鉛を含む断面が三角形の固体減速材４６ｂとがあり、高さが何れもチャンネルボックス４３とほぼ同じとしてあり、その内面側には長手方向に延びる断面鳩尾状の凹溝４６ａ１、４６ｂ１が形成されている。また、凹部４５ｂに装着される固体減速材４６ｃは、やはり材質はチャンネルボックス４３と同じで薄板状（厚さ２ｍｍ）であり、高さがチャンネルボックス４４とほぼ同じとなっており、その内面側には長手方向に延びる断面鳩尾状の突条４６ｃ１が形成されている。
【００３８】
図１においては、チャンネルボックス４３の互いに対向する短辺部に設けられた凸部４５ａに三角形の固体減速材４６ｂの凹溝４６ｂ１を係合することにより固体減速材４６ｂが装着されるようにしてあり、他の一つの凸部４５ａには、凹溝４６ａ１を係合させることにより薄板状の固体減速材４６ａが装着可能としてある。さらに、他の短辺部に設けられた凹部４５ｂには突条４６ｃ１を有する固体減速材４６ｃがその突条４６ｃ１をチャンネルボックス４３の短辺部に設けられた凹部４５ｂに係合することによって装着可能としてある。しかして、固体減速材４６ａ、４６ｂ或いは４６ｃの取り付けにより、ボイド反応度係数を調整することが可能である。
【００３９】
固体減速材としては、ベリリウム、黒鉛等の軽水よりも減速能は劣るものの、減速比に優れた材質を含むもののほかに、水素化ジルコニウム、重水素化ジルコニウム等の高融点の水素化金属が選択可能であり、これらの固体減速材の装着により、ギャップ部の中性子分布を調整することができる。ここで、減速能とは、以下の量として定義されている；
減速能＝ξΣｓ／ｃｍ
ξ：一回の衝突によるエネルギーの平均対数減衰率
Σｓ：巨視的散乱断面積（ｃｍ−１）
また、減速比は、以下の量として定義されている；
減速比＝ξΣｓ／Σａ
Σａ：巨視的吸収断面積（ｃｍ−１）
【００４０】
公開文献７“オーム社「新版  原子力ハンドブック」ｐｐ１７１、表４．３  各種の減速材の諸性質」”によれば、減速能は、軽水が１．５、ベリリウムが０．１６、黒鉛が０．０６３である。また、減速比は、軽水が７０、ベリリウムが１５０、黒鉛が１７０、水素化ジルコニウムが５６、重水素化ジルコニウムが６８である。
【００４１】
図２は、１０×１０格子の燃料集合体のコーナー部に部分長燃料棒を配置した第２の実施の形態を示す図であり、図２に示す通り、燃料集合体４０ｂにおいて燃料棒４１は所定のピッチで格子状に配置されるが、コーナー部の各３本、合計１２本の燃料棒は部分長燃料棒としてある。そして、チャンネルボックス４３は、部分長燃料棒がある高さでは断面が四角形、部分長燃料棒がない高さでは擬似八角形となっている。擬似八角形の短辺部の側面には、第１の実施の形態と同様にして着脱自由な薄板状の固体減速材４６ａが取り付け可能なように凸部４５ａが設けられている。本実施の形態では第１の実施の形態に比べて、核燃料物質の充填量が増加するが、固体減速材の取り付けにより、ボイド反応度係数を調整することが可能である。また、固体減速材を装着しない場合でも、ボイド反応度係数の低減効果が得られる。これは、ＢＷＲでは、炉心出口に近づく程ボイド率が増加することから、チャンネル外の水の減速材としての効果は炉心出口に近い場合に相対的に大きくなるためである。
【００４２】
また、固体減速材４６ａをコーナー部の全て、あるいは一部分に装着することにより、中性子の減速性能を変化させ、当該燃料集合体を装荷する炉心・プラントの安全性と経済性を総合的に考慮して最適化した炉心を形成することができる。
【００４３】
本例の変形として、１０×１０格子の燃料集合体の四隅の全長燃料棒４１ａ（４×１本）を取り除き、それに隣接した２本については上部を削除した部分長燃料棒４１ｂを採用した上で、チャンネルボックスを下部が擬似八角形、上部が下部よりも短辺部が長い擬似八角形とし、短辺部に薄板状の多角柱形固体減速材４６ａを着脱可能なように凸部４５ａを設けることもできる。
【００４４】
第３〜第７の実施の形態は、燃料集合体のウォータロッド形状に関するものである。固体減速材が着脱可能な１０×１０正方格子燃料集合体とチャンネルボックスへのウォータロッド適用例として、図３に示す燃料集合体４０ｃでは１本の超太径丸形ウォータロッド４２ａ（燃料棒１２本分）が設けられ、図４に示す燃料集合体４０ｄでは正方形を４５度回転させた角形ウォータボックス４２（燃料棒１２本分）が設けられ、図５に示す燃料集合体４０ｅでは２本の太径ウォータロッド４２ｂ（燃料棒１０本分）が、また、図６に示す燃料集合体４０ｆでは角形ウォータボックス４２ｃ（燃料棒９本分）がそれぞれ集合体の中央部、或いは中央部付近に配置されている。また、５×５の正方格子状に配列されたサブバンドルを、中央部を燃料棒４本分の正方形を４５度回転させた形の十字型ウォータクロス４２ｄを境界として４つ組み合わせて、全体として１０×１０の燃料棒配列格子構造とした燃料集合体４０ｇへの適用例を図７に示す。
【００４５】
これらの実施例によれば、チャンネル内部の水に対して、チャンネル外の水、あるいは、固体減速材の量（体積）、あるいは、材質を選ぶことにより、安全性と経済性に優れた炉心を実現することができる。
【００４６】
第８の実施の形態は、チャンネルボックス内の燃料集合体形状として１つを与えられた場合に、チャンネルボックスの肉厚により、固体減速材の装着数を変化させたものである。即ち、燃料集合体４０ｄを炉心に装荷する場合に、図８（ａ）に示す通り、チャンネルボックス肉厚が２．５ｍｍの場合には、チャンネルボックスと同材質の固体減速材４６ｂを擬似八角形の短辺部の全箇所（４箇所）に装着し、チャンネルボックス肉厚が約３．０ｍｍの場合には、図８（ｂ）に示すように固体減速材４６ｂの数を減少し、或いは全く装着しない。
【００４７】
これにより、肉厚が異なるチャンネルボックスに囲まれた燃料集合体を装荷している個々の炉心について、十分な安全性上の余裕を確保することができる。
【００４８】
図９は第９の実施の形態を示す図であって、燃料集合体４０ｄを炉心に装荷する場合に、燃料集合体内のＭＯＸ燃料棒の有無により、固体減速材の装着数を変化させたものである。即ち、図９（ａ）に示す通り、燃料集合体がウラン棒４１ａとウォータロッド４２から構成される場合には、固体減速材４６ｂを擬似八角形の短辺部の２箇所に装着している。他方、燃料集合体がウランロッド４１ａとＭＯＸ燃料棒４７、及びウォータロッド４２から構成させる場合には、固体減速材４６ｂを装着しない。
【００４９】
これにより、採用燃料棒タイプが異なる燃料集合体を装荷している個々の炉心について、十分な安全性上の余裕を確保することができる。
【００５０】
第１０の実施の形態は、ウォータロッド４２を採用し、チャンネルボックス４３に対する固体減速材装着用に凸部４５ａと凹部４５ｂを設けた燃料集合体４０ｈを炉心に装荷する場合に、Ｃ格子、Ｄ格子、または、Ｎ格子タイプ燃料集合体の燃料棒ピッチをＳ格子に統一した上で、それらのチャンネルボックスの内幅をＳ格子タイプに統一した場合の、Ｃ格子、Ｄ格子、または、Ｎ格子タイプのチャンネルボックスにおける固体減速材の装着方法を示したものである。即ち、図１０に示す通り、４つの燃料集合体のチャンネルボックス４３が制御棒２１に最も近い側では、それぞれのチャンネルボックス４３の凹部４５ｂに装着させる固体減速材４８が、チャンネルボックス４３の側面にかかり、実効的にチャンネルボックス肉厚を約１ｍｍ厚くし、制御棒ローラー２１ａとの隙間を埋めている。また、制御棒から離れた他の３つの擬似八角形短辺部には固体減速材を装着しない。
【００５１】
これにより、全ＢＷＲ炉心のチャンネルボックスをコンパクトタイプに統一した場合でも、制御棒操作に影響を及ぼすことはなく、且つ、ボイド反応度係数を適切に調整することができる。
【００５２】
図１１は第１１の実施の形態を示す図であり、燃料集合体４０ｄを炉心に装荷する場合に、炉心格子形状がＤ格子を採用した炉心における、固体減速材の装着例を示したものである。即ち、図１１に示す通り、固体減速材４６ｂは、４つの燃料集合体４０ｄのチャンネルボックス４３が制御棒２１に近い側３箇所に装着するが、制御棒の中心から対角位置にある擬似八角形短辺部には装着しない。
【００５３】
表１に示すとおり、Ｄ格子は燃料集合体異方ピッチを採用しているため、制御棒側の水ギャップが大きくなっている。このため、集合体水平面での中性子束分布が歪む（水ギャップ側で高くなる）傾向があり、炉心設計上の制約となっている。
しかして、本発明により、燃料水平断面での中性子束分布の歪が緩和され、対称的分布に近づくため、炉心設計上の融通性を高め、経済性の向上を図ることができる。
【表１】
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【００５４】
図１２は、第１２の実施の形態を示す図であって、燃料集合体４０ｄを炉心に装荷する場合に、燃料集合体の燃焼サイクル数に依存させて、固体減速材の装着数を変化させたものである。即ち、図１２に示す通り、第１サイクル目（初装荷）燃料は、擬似八角形短辺部全てに固体減速材４６ｂを装着し、第２サイクル目燃料には、制御棒に最も近い擬似八角形短辺部を除いた他の３箇所に固体減速材４６ｂを装着している。更には、第３サイクル目燃料には、固体減速材４６ｂを擬似八角形短辺部の対角線上の２箇所のみに装着し、第４サイクル目移行の燃料には、固体減速材を装着していない。
【００５５】
前述した固体減速材の装着実施例の中で、燃料集合体の燃焼サイクルに依存させて、固体減速材の装着量を変化させないとき、即ち、図１３（ａ）のように擬似八角形のチャンネルボックス短辺部に固体減速材を全く装着しない場合、または図１３（ｃ）のように擬似八角形のチャンネルボックス短辺部の全てに固体減速材を装着した場合と、図１３図（ｂ）に示すように、適切に変化させたときの動的ボイド係数（４０％ボイド時）、過渡変化（発電機負荷遮断・バイパス弁不作動）、事故（再循環ポンプ軸固着事故）、安定性（炉心安定性）評価結果をそれぞれ、表２（ａ）〜（ｃ）に示す。ここで、炉心平均ボイド率が４０％のときの動的ボイド反応度係数とは、以下の式で定義された値である；
動的ボイド係数（¢／％ボイド率）
＝ボイド率が４０％のときの静的ボイド係数（（ΔＫ／Ｋ）／％ボイド率）／実効遅発中性子発生割合β×４０％
【００５６】
ボイド率が４０％のときの静的ボイド係数（ΔＫ／Ｋ）／％ボイド率のＢＷＲ炉心の典型値は、−０．４×１０−３〜−１．５×１０−３である。また、βは、各群ｉでの遅発中性子割合βｉの総和であり、ＢＷＲの典型値は０．００５である。したがって、動的ボイド係数は、−３．０〜−１２．０¢／％ボイド率程度の範囲に設計される。
【００５７】
表２（ｂ）に示した、過渡・事故時のΔＭＣＰＲ評価は、サイクル早期炉心とサイクル末期炉心の両方について行われたものである。同表より、サイクル早期炉心でΔＭＣＰＲが最大になるのは、装着実施例が図１３（ｃ）のときであり、再循環ポンプ軸固着事故時のΔＭＣＰＲが０．１９となっている。また、サイクル末期炉心でΔＭＣＰＲが最大になるのは、装着実施例が図１３（ａ）のときであり、発電機負荷遮断・バイパス弁不作動時のΔＭＣＰＲが０．３０となっている。
【００５８】
表２（ｃ）に示した減幅比評価は、炉心安定性の余裕が最も少なくなるサイクル末期について行われたものである。同表より、炉心安定性減幅比が最大になるのは、装着実施例が図１３（ｃ）のときであり、０．６０となっている。
【表２】
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以上、表２（ａ）〜（ｃ）に示した解析結果より、装着実施例が図１３（ｂ）のときに、ΔＭＣＰＲ、炉心安定性減幅比ともに、サイクル期間中に渡って最大値を与えることがなく、プラント・炉心の動特性が最適化されていることが分かる。
【００５９】
図１４〜図１７は、固体減速材のチャンネルボックス擬似八角形短辺部への装着を、装着方式、装着位置の観点から示したものである。即ち、図１４（ａ）、（ｂ）、及び（ｃ）に示した第１４の実施の形態では、擬似八角形短辺部４箇所に１列縦長に固体減速材４６ｂ装着用の凸部４５ａを付けたものである。凸部４５ａは、より詳細には、外側に向けて広がる鳩尾状となっており、固体減速材４６ｂの凹溝４６ａ１もそれに対応して断面鳩尾状に形成されているため、固体減速材４６ｂをチャンネルボックス４３の上部から装着した後に、固体減速材４６ｂがチャンネルボックス４３から離れて外に倒れることはない。
【００６０】
図１５に示した第１５の実施の形態では、擬似八角形短辺部４箇所に２列縦長に、距離をおいて２箇所、従って各短辺部に４個所に固体減速材４６ｂ装着用の凸部４５ｃを付けたものである。凸部４５aは、同様に外側に向けて広がる形状となっているため、固体減速材をチャンネルボックス上部から装着した後に、固体減速材がチャンネルボックスから離れて外に倒れることはない。固体減速材４５ａは、中空部を設けるか、或いは、中性子毒物を含むチューブ５０を取り込んだ構造とすることにより、中性子束のエネルギー分布をきめ細かく調整することができる。
【００６１】
図１６に示した第１６の実施の形態では、チャンネルボックス４３の短辺部には長手方向に複数の凸部４５ｄが設けられており、各凸部５４ｄに複数に分割された固体減速材４６ｃが固定するようにしてある。上記固体減速材４６ｃは、炉心高さ方向に４個設置されているＬＰＲＭの位置に合わせて、擬似八角形チャンネルボックスの短辺部に装着した例である。また、前記固体減速材４６ｃの装着部は複数にすることにより一層安定性した装着が可能である。
【００６２】
図１７に示す第１７の実施の形態では、部分長燃料棒を燃料集合体のコーナー部に配置させたときのチャンネルボックスと固体減速材形状と取り付け方法に関するものである。擬似八角形チャンネル短辺部４箇所に固体減速材４６ｄ装着用の凹部４５ｅを１列縦長に付けたものである。凹部４５ｅは、より詳細には、内側に向けて広がる形状となっているため、固体減速材をチャンネルボックス上部から装着した後に、固体減速材がチャンネルボックスから離れて外に倒れることはない。また固体減速材４６ｄの上部には、専用冶具による着脱を可能にするための穴５１が開けられている。
【００６３】
第１８の実施の形態は、固体減速材取り付け位置を、チャンネルボックスの四隅から、最外周四辺部に変更したときの例である。即ち、燃料集合体４０ｊにおいて、燃料棒は外辺部中央位置から取り除かれており、当該位置でチャンネルボックス４３に凹部４５ｆを設け、その凹部４５ｆに固体減速材４６ｅを取り付け可能としてある。本実施の形態の場合でも、制御棒操作に影響を及ぼすことはない。
【００６４】
固体減速材の形状・材質の適用例としては、上記の他に、同じ材質の多角柱でチャンネルボックス軸方向に対して断面積を変化させる例、或いは、チャンネルボックス軸方向またはチャンネル周方向に対して異なる材質を適用する例、または、ギャップ部冷却材が流れる流路孔がある例、並びにそれらを組み合わせる例がある。
【００６５】
【発明の効果】
以上説明したように本発明によれば、断面が擬似八角形のチャンネルボックス表面に装着する着脱自由な固体定減速材により、中性子束のエネルギー分布を適切自在に調整することが可能であり、燃料集合体断面での中性子束分布の歪を抑え、負のボイド反応度係数をプラント・炉心動特性上最適にすることができる。
【００６６】
また、固体減速材として利用できる物質、材料が多くあり、また、形状の選択枝が豊富で、加工が容易であることから、応用範囲が広い上に効果が安定しており、炉心格子形状、ＭＯＸ燃料装荷の有無、炉心燃焼サイクル、チャンネルボックス肉厚等の変動に対して、柔軟、かつ、きめ細かな対応が可能とする。
【００６７】
さらには、制御棒等の既存設備の設計変更無しに、炉心燃料格子形状に拘らず、燃料集合体とチャンネルボックス構造を統一化することが可能である。その結果、新型燃料開発時に必要とされる限界出力試験を低コストで、短期間で完了させることができ、延いては燃料開発費の低減が可能となる。
【００６８】
他方、固体減速材を装着しない場合でも、チャンネルボックスの外部の水が流れる流路面積が大きく形成されることから、その部分に多くの水が流れ、これによって炉心中の水の量が多くなり、中性子の減速が促進され、核分裂に適した熱中性子が多く得られ、したがって炉心内の水などの減速材の炉心内での空間分布の自由度が増し、中性子経済を向上させ、原子炉燃料の有効利用が図られ、経済性を向上させることができる。
【００６９】
以上述べたように、本発明の構成により、高いウラン濃縮度やプルトニウム燃料を用いた場合でも、炉心の運転時反応度や冷却材による除熱特性、そして、集合体の構造的強度などを悪化させることなく、炉停止余裕やボイド反応度係数などの制御性を向上することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体の第１の実施の形態を示す断面図。
【図２】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体の第２の実施の形態を示す構成図。
【図３】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体の第３の実施の形態を示す構成図。
【図４】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体の第４の実施の形態を示す構成図。
【図５】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体の第５の実施の形態を示す構成図。
【図６】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体の第６の実施の形態を示す構成図。
【図７】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体の第７の実施の形態を示す構成図。
【図８】（ａ）、（ｂ）は、それぞれ本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体を採用した炉心の第１の実施の形態を示す構成図。
【図９】（ａ）、（ｂ）は、それぞれ本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体を採用した炉心の第２の実施の形態を示す構成図。
【図１０】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体を採用した炉心の第３の実施の形態を示す構成図。
【図１１】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体を採用した炉心の第４の実施の形態を示す構成図。
【図１２】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体を採用した炉心の第５の実施の形態を示す構成図。
【図１３】（ａ）、（ｂ）、（ｃ）は、それぞれ本発明の固体減速材装着可能な燃焼度が異なる燃料集合体を採用した炉心の第６の実施の形態を示す構成図。
【図１４】（ａ）は本発明の固体減速材装着可能なチャンネルボックスの斜視図、（ｂ）は固体減速材の斜視図、（ｃ）は固体減速材の内面図。
【図１５】（ａ）は本発明の固体減速材装着可能なチャンネルボックスの他の例を示す斜視図、（ｂ）は固体減速材の斜視図、（ｃ）はその固体減速材の内面図。
【図１６】（ａ）は本発明の固体減速材装着可能なチャンネルボックスのさらに他の例を示す斜視図、（ｂ）は固体減速材の斜視図、（ｃ）はその固体減速材の内面図。
【図１７】（ａ）は本発明の固体減速材装着可能なチャンネルボックスのさらに他の例を示す斜視図、（ｂ）は固体減速材の斜視図、（ｃ）はその固体減速材の内面図。
【図１８】本発明の固体減速材装着可能な燃料集合体の他の実施の形態を示す構成図。
【図１９】沸騰水型原子力発電プラントの構成図。
【図２０】ＢＷＲの運転特性を示す図。
【図２１】ＢＷＲの炉心の概略構成を示す図。
【図２２】（ａ）は燃料集合体の縦断面図、（ｂ）は（ａ）の横断面図。
【図２３】チャンネルボックスの支持状態説明図。
【図２４】水ギャップ面積と水ロッド面積との比と、冷温時反応度上昇量の関係を示す図。
【図２５】（ａ）、（ｂ）はそれぞれ炉心運転サイクル末期において発電機負荷遮断・バイパス弁不作動が発生したときの過渡変化解析結果を示す図。
【図２６】９×９ウラン燃料を装荷したサイクル早期炉心における過渡変化解析結果を示す図。
【図２７】ウランを全数装荷した炉心安定性解析結果と、ＭＯＸ燃料とウラン燃料を混在して装荷した炉心に対する解析結果との比較を示す図。
【符号の説明】
１  格納容器
２  原子炉圧力容器
３  炉心
４  冷却材
２０  燃料集合体
２１  制御棒
４０ａ、４０ｂ、４０ｃ、４０ｄ、４０ｅ、４０ｆ、４０ｇ、４０ｊ  燃料集合体
４１ａ  全長燃料棒
４１ｂ  部分長燃料棒
４１ｃ  細径燃料棒
４２  ウォータボックス
４３  チャンネルボックス
４５ａ  凸部
４５ｂ  凹部
４６ａ、４６ｂ、４６ｃ、４６ｄ、４６ｅ  固体減速材
【図１】
0004137457.tif 000004
【図２】
0004137457.tif 000005
【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
0004137457.tif 000009
【図７】
0004137457.tif 000010
【図８】
0004137457.tif 000011
【図９】
0004137457.tif 000012
【図１０】
0004137457.tif 000013
【図１１】
0004137457.tif 000014
【図１２】
0004137457.tif 000015
【図１３】
0004137457.tif 000016
【図１４】
0004137457.tif 000017
【図１５】
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【図１６】
0004137457.tif 000019
【図１７】
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【図１８】
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【図１９】
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【図２０】
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【図２１】
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【図２２】
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【図２３】
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【図２４】
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【図２５】
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【図２６】
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【図２７】
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