JP3662243B2

JP3662243B2 - Gadolinium element, gadolinium element enrichment method, separation device, nuclear reactor fuel assembly, and initial reactor core

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Publication number: JP3662243B2
Application number: JP2003124013A
Authority: JP
Inventors: 田和毅肥; 原正池; 塔光一日
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2003-04-28
Filing date: 2003-04-28
Publication date: 2005-06-22
Anticipated expiration: 2020-06-22
Also published as: JP2004000961A

Description

【０００１】
【産業上の利用分野】
本発明は、一部の燃料棒にガドリニウム元素を可燃性毒物として含有させた原子炉用燃料集合体に係り、特に炉停止余裕および熱的余裕を悪化させることなく、反応度を向上させて燃料の燃焼効率を高めることができる原子炉用燃料集合体に関する。
【０００２】
【従来の技術】
沸騰水型原子炉に用いられる燃料集合体の横断面図を図１に示す。燃料集合体１は、燃料棒２およびウォータロッド３を格子状に束ねて燃料棒束とし、この燃料棒束をチャンネルボックス４で包囲して構成されている。図２は燃料棒２の縦断面図である。燃料棒２は、直径約１ｃｍ、全長約４ｍの棒状をしており、ウラン（またはプルトニウム）の酸化物を焼結した燃料ペレット５をジルコニウム合金製の被覆管６に充填し、スプリング７で固定し、上部端栓８および下部端栓９で密封して構成されている。本例における燃料集合体の平均ウラン濃縮度は４．０％である。
【０００３】
図１において記号Ｇで示す燃料棒１０には、原子炉の初期反応度を制御するために、可燃性毒物としてガドリニア（ガドリニウムの酸化物）がウランの酸化物に混合されている。本例では、７４本の燃料棒のうち１４本にガドリニアが含有されている。図３に、図１の燃料集合体の無限増倍率１１を示す。ガドリニウムを含有する燃料棒１０の本数は、原子炉の初期余剰反応度を適切な範囲にするように決定され、またガドリニア濃度は、運転サイクル末期にはガドリニアが燃焼し尽して反応度損失を来たさないように決定される。運転期間を１３ケ月とした本例では、ガドリニア濃度は４．０％である。
【０００４】
表１に、ガドリニウム元素の同位体組成と中性子吸収断面積を示す。天然ガドリニウムには７種類の同位体が含まれており、このうち断面積の大きいＧｄ−１５５とＧｄ−１５７が中性子吸収材として反応度制御の役割を果たしている。なお、表１に示した同位体以外にＧｄ−１５２が約０．２％含まれているが、その影響は小さい。
【０００５】
【表１】

ガドリニウム同位体の原子数密度を図４に示す。断面積の大きいＧｄ−１５５およびＧｄ−１５７は燃焼とともに急速に減少し、断面積の小さいＧｄ−１５４およびＧｄ−１６０は緩やかに減少している。Ｇｄ−１５６およびＧｄ−１５８も断面積が小さいが、これらは各々Ｇｄ−１５５およびＧｄ−１５７の中性子吸収によって生成されるため、燃焼とともに増加しており、Ｇｄ−１５５およびＧｄ−１５７が変換してしまうと緩やかな減少へと転じる。なお通常、断面積の大きいＧｄ−１５５とＧｄ−１５７が減少してほぼ一定値に達した時点をもって、ガドリニアが燃え尽きたという。
【０００６】
ガドリニウム同位体の中性子吸収率を図５に示す。燃焼に伴なう変化は概ね原子数密度に比例するが、その大きさは原子数密度と断面積の積に依存する。従って、ガドリニアが燃え尽きた後、Ｇｄ−１５６およびＧｄ−１５８はＧｄ−１５５やＧｄ−１５７よりも原子数密度は大きいが、断面積が小さいために同程度の中性子吸収率となる。なお、Ｇｄ−１５５の中性子吸収率が燃焼初期において一旦増加するのは、中性子束の変化に起因している。すなわち、断面積の大きいＧｄ−１５７が大量に存在する間は、その中性子吸収のために中性子束が小さくなっており、燃焼に伴なってＧｄ−１５７が減少するとともに、中性子束が増加してくるからである。
【０００７】
すでに述べたように、ガドリニアの濃度は、運転サイクル末期には燃え尽きて反応度損失を来たさないように決定される。ここで、燃え尽きているガドリニウム同位体は、断面積の大きいＧｄ−１５５およびＧｄ−１５７であり、その他の同位体の含有量はわずかに減少しているかまたは増加している。従って、Ｇｄ−１５５およびＧｄ−１５７が燃え尽きた後においても、ガドリニウム全体としては中性子吸収を維持し、これが反応度損失をもたらしている。
【０００８】
ガドリニアが燃え尽きた後の代表的な燃焼度として２５ＧＷｄ／ｓｔにおける各同位体の中性子吸収率を表２に示す。Ｔｂ−１５９は、Ｇｄ−１５８の中性子吸収によって生成されたＧｄ−１５９がただちにベータ崩壊して生成されたものであり、その熱中性子吸収断面積は２３バーンである。これらによる中性子吸収率の合計は０．８１％でり、これが反応度損失となって燃料の燃焼効率を悪化させている。
【０００９】
【表２】

また、ガドリニアを可燃性毒物としてウラン酸化物に混合すると、熱伝導度が低下するために、燃料の温度が上昇しやすくなる。熱伝導度の低下はガドリニア濃度に比例するため、ガドリニア濃度はあまり極端に濃くすることができない。さらに、ガドリニアを含有する燃料棒では、ガドリニアを含有しない場合に比べてウラン濃縮度を低くすることによってその出力を低くし、燃料の温度が過度に上昇しないように配慮している。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】
このような反応度損失を減少させ燃料の燃焼効率を高めるための技術が、特開昭５８−１４０６７３号公報に開示されており、Ｇｄ−１５７の含有率を高めることによって反応度損失を減少させている。同技術を適用した例として、図１の燃料集合体において、Ｇｄ−１５７だけからなるガドリニウム元素を用いた場合の２５ＧＷｄ／ｓｔにおける反応度損失を表３に示す。ガドリニア濃度は１．２％であり、断面積の大きいＧｄ−１５５とＧｄ−１５７の総量が保存されるように調整されている。Ｇｄ−１５７の中性子吸収によって生成されたＧｄ−１５８による中性子吸収がわずかにあるだけで、全体としての反応度損失は大幅に低減されている。
【００１１】
同発明によれば、ガドリニア濃度を、天然ガドリニウムの場合４．０％から１．２％にまで低減できた。熱伝導度は同位体の種類によらないから、ガドリニアによる熱伝導度の低下が大幅に改善される。これを利用すれば、ガドリニアが混入されている燃料棒のウラン濃縮度を従来よりも高めることができるので、高燃焼度化が可能となり燃料経済性が向上するとともに、燃料集合体断面内の局所出力ピーキングが低減される。一方、天然ガドリニウムを用いた場合と同程度の熱伝導度でよいとすれば、可燃性毒物として実質的に機能するＧｄ−１５７の濃度を高めることができ、ガドリニアによる反応度制御期間を３倍以上に長く持続させることが可能となる。この場合、長期運転が可能となるので、原子炉の稼動率を高めることができる。
【００１２】
【表３】

しかしながら、同発明を適用した燃料集合体では、以下のような課題が生じる。
第１の課題は、炉停止余裕が悪化することである。原子炉の停止時には全ての制御棒が炉心に挿入されて未臨界状態にあるが、いづれか１本の制御棒が炉心から引き抜かれた場合でも炉心は未臨界でなければならない。このときの未臨界度が炉停止余裕である。Ｇｄ−１５７のみからなるガドリニウム元素を用いた燃料集合体の無限増倍率１２を、天然ガドリニウムを用いた燃料集合体の無限増倍率１１と比較して図３に示す。断面積の大きいＧｄ−１５５とＧｄ−１５７とを含む天然ガドリニウムを用いた場合には、二つの同位体の燃焼速度が異なるため、無限増倍率は比較的緩やかなピークを迎えているが、Ｇｄ−１５７のみが含まれる場合には鋭利で大きなピーク値を示している。炉停止余裕は無限増倍率がピークを迎えるときに厳しくなるので、Ｇｄ−１５７の含有率が高いガドリニウムを用いた場合には、炉停止余裕が悪化することになる。
【００１３】
第２の課題は、チャンネルピーキングが増大することである。原子炉の炉心には燃焼度が異なる燃料集合体が装荷されており、燃料集合体出力は無限増倍率に依存する。従って、Ｇｄ−１５７の含有率を高めたガドリニウム元素を用いた燃料集合体において無限増倍率のピーク値が過大になると、燃料集合体出力の最大値を表すチャンネルピーキングも増大することになる。その結果、最小限界出力比や最大線出力密度などの熱的余裕が悪化することになる。
【００１４】
第３の課題として、Ｇｄ−１５７の含有率を高める同位体分離方法としては、ガドリニウム元素は同位体数が多いので、レーザ法が有効である。レーザ法では、特定の波長をもったレーザ光を天然ガドリニウムに照射して特定の同位体のみを電離し、これを回収することによってその同位体の含有率を高める。ところが、Ｇｄ−１５７のように質量数が奇数の同位体では、ある電子のエネルギー順位は、原子核との相互作用によりいくつかの順位に分離されている。光吸収スペクトルの例を図６に示す。このような同位体を電離する場合、分離した一つのエネルギー順位のみに波長を合わせた単一のレーザ光では、電離効率が低下してしまう。一方、電離を効率的に行なうためには、分離したエネルギー順位の数に応じてレーザ光の種類を増やせばよいが、レーザ装置が複雑になりコストアップに繋がってしまう。
【００１５】
本発明は、このような点を考慮してなされたもので、炉停止余裕および熱的余裕を悪化させることなく、反応度を向上させて燃料の燃焼効率を高めることができる原子炉用燃料集合体を提供することを目的とする。
【００１６】
【課題を解決するための手段】
本発明は、前記目的を達成する手段として、質量数が奇数の同位体の含有率を高くするガドリニウム元素の濃縮方法において、ガドリニウム金属を溶融して蒸発させる工程と、蒸発させたガドリニウムの蒸気にレーザ光を照射し、ガドリニウム同位体の中のガドリニウム−１５６を電離させる工程と、この電離させたガドリニウム−１５６をイオン回収電極板に吸着させる工程と、前記レーザ光により電離されなかった残りのガドリニウムの蒸気を中性原子回収板により回収する工程とを有することを特徴とする。
【００１７】
また本発明は、前記目的を達成する手段として、分離装置を、ガドリニウム金属を溶融して蒸発させるガドリニウム金属蒸気発生装置と、レーザ光を発生させこのレーザ光が照射されガドリニウム−１５６を電離させるレーザシステムと、この電離されたガドリニウム−１５６を吸着するイオン回収電極板と、電離されなかった残りのガドリニウムの蒸気を回収する中性原子回収板から構成したことを特徴とする。
【００１８】
また本発明は、前記目的を達成する手段として、ガドリニウム元素を、ガドリニウム金属を溶融して蒸発させる工程と、蒸発させたガドリニウムの蒸気にレーザ光を照射し、ガドリニウム同位体の中でガドリニウム−１５６を電離させる工程と、この電離させたガドリニウム−１５６をイオン回収電極板に吸着させる工程と、前記レーザ光により電離されなかった残りのガドリニウムの蒸気を中性原子回収板により回収する工程とを有する濃縮方法により製造したことを特徴とする。
【００１９】
また本発明は、前記目的を達成する手段として、格子状に束ねた複数の燃料棒のうちの一部に、ガドリニウム元素を可燃性毒物として含有させた原子炉用燃料集合体において、可燃性毒物を含有する燃料棒を複数の群に分けるとともに、これら各群の可燃性毒物として、ガドリニウム−１５７の含有率が天然存在比よりも高いガドリニウム元素を用い、かつ各群の可燃性毒物濃度を相互に異ならしめ、低濃度の可燃性毒物を含有する燃料棒を、高濃度の可燃性毒物を含有する燃料棒よりも燃料集合体横断面内の最外側に近い位置に配置したことを特徴とする。
【００２０】
また本発明は、各群の可燃性毒物濃度の最高濃度と最低濃度の比が１．２ないし１．３の範囲にあることを特徴とする。
【００２１】
また本発明は、格子状に束ねた複数の燃料棒のうちの一部に、ガドリニウム元素を可燃性毒物として含有させた原子炉用燃料集合体において、ガドリニウム金属を溶融して蒸発させる工程と、蒸発させたガドリニウムの蒸気にレーザ光を照射し、ガドリニウム同位体の中でガドリニウム−１５６を電離させる工程と、この電離させたガドリニウム−１５６をイオン回収電極板に吸着させる工程と、前記レーザ光により電離されなかった残りのガドリニウムの蒸気を中性原子回収板により回収する工程とを有する濃縮方法により製造したガドリニウム元素が、少なくとも上下端を除いて燃料集合体上部よりも下部において多く含有されていることを特徴とする。
【００２２】
また本発明は、格子状に束ねた複数の燃料棒のうちの一部に、ガドリニウム元素を可燃性毒物として含有させた原子炉用燃料集合体において、ガドリニウム金属を溶融して蒸発させる工程と、蒸発させたガドリニウムの蒸気にレーザ光を照射し、ガドリニウム同位体の中でガドリニウム−１５６を電離させる工程と、この電離させたガドリニウム−１５６をイオン回収電極板に吸着させる工程と、前記レーザ光により電離されなかった残りのガドリニウムの蒸気を中性原子回収板により回収する工程とを有する濃縮方法により製造したガドリニウム元素が、少なくとも上下端を除いて燃料集合体下部よりも上部において多く含有されていることを特徴とする。
【００２３】
また本発明は、格子状に束ねた複数の燃料棒のうちの一部に、ガドリニウム元素を可燃性毒物として含有させた原子炉用燃料集合体において、燃料集合体の最外周に配置された可燃性毒物を含有させた燃料棒は、ガドリニウム金属を溶融して蒸発させる工程と、蒸発させたガドリニウムの蒸気にレーザ光を照射し、ガドリニウム同位体の中でガドリニウム−１５６を電離させる工程と、この電離させたガドリニウム−１５６をイオン回収電極板に吸着させる工程と、前記レーザ光により電離されなかった残りのガドリニウムの蒸気を中性原子回収板により回収する工程とを有する濃縮方法により製造したガドリニウム元素を含有していることを特徴とする。
【００２４】
また本発明は、格子状に束ねた複数の燃料棒のうちの一部に、ガドリニウム元素を可燃性毒物として含有させた原子炉用燃料集合体において、第１の可燃性毒物として、ガドリニウム金属を溶融して蒸発させる工程と、蒸発させたガドリニウムの蒸気にレーザ光を照射し、ガドリニウム同位体の中でガドリニウム−１５６を電離させる工程と、この電離させたガドリニウム−１５６をイオン回収電極板に吸着させる工程と、前記レーザ光により電離されなかった残りのガドリニウムの蒸気を中性原子回収板により回収する工程とを有する濃縮方法により製造したガドリニウム元素が用いられ、第２の可燃性毒物として天然ガドリニウムが用いられ、さらに第１の可燃性毒物の濃度が第２の可燃性毒物の濃度に等しいかまたは第２の可燃性毒物の濃度よりも低いことを特徴とする。
【００２５】
また本発明は、少なくとも上下端を除いて燃料集合体上部よりも下部において、ガドリニウム−１５５とガドリニウム−１５７の総濃度が高いことを特徴とする。
【００２６】
また本発明は、原子炉の初装荷炉心であって、ガドリニウム−１５７の含有率が天然存在比よりも高いガドリニウム元素を可燃性毒物として含有する原子炉用燃料集合体が装荷されたことを特徴とする。
【００２７】
また本発明は、原子炉の初装荷炉心であって、質量数が奇数の同位体の含有率を高くするガドリニウム元素の濃縮方法において、ガドリニウム金属を溶融して蒸発させる工程と、蒸発させたガドリニウムの蒸気にレーザ光を照射し、ガドリニウム同位体の中でガドリニウム−１５６を電離させる工程と、この電離させたガドリニウム−１５６をイオン回収電極板に吸着させる工程と、前記レーザ光により電離されなかった残りのガドリニウムの蒸気を中性原子回収板により回収する工程とを有することを特徴とするガドリニウム元素の濃縮方法により製造したガドリニウム元素を用いた原子炉用燃料集合体が装荷されていることを特徴とする。
【００２８】
また本発明は、原子炉の初装荷炉心であって、少なくとも上下端を除いて燃料集合体上部よりも下部において、核分裂性物質濃度が低いか、または可燃性毒物を含有する燃料棒本数が多いか、またはガドリニウム−１５５とガドリニウム−１５７の総濃度が高いことを特徴とする原子炉用燃料集合体が装荷されていることを特徴としている。
【００２９】
【作用】
本発明の第１の発明に係る原子炉用燃料集合体においては、ガドリニウム元素として、質量数が偶数である少なくとも一部の同位体の含有率が天然存在比よりも低いものが用いられている。
【００３０】
ところで、ガドリニアが燃え尽きた後の反応度損失に対しては、天然ガドリニウムを用いた場合、表２から、Ｇｄ−１５６、Ｇｄ−１５７およびＧｄ−１５８が同程度に寄与していることがわかる。Ｇｄ−１５６は、Ｇｄ−１５５の中性子吸収によって生成されたものと天然に存在するものとが約１５：２０の割合で含まれており、Ｇｄ−１５８は、Ｇｄ−１５７の中性子吸収によって生成されたものと天然に存在するものとが約１６：２５の割合で含まれている。従って、Ｇｄ−１５６およびＧｄ−１５８の含有率を低くすることによって、これらの同位体による反応度損失を大幅に低減することができる。
【００３１】
Ｇｄ−１５６の含有率を低くすることによってさらに、Ｇｄ−１５７による反応度損失をも低減することができる。天然に存在したＧｄ−１５７が全てＧｄ−１５８に変換した後のＧｄ−１５７の原子数密度の時間変化は下式によって表される。
【００３２】
ｄＮ₇／ｄｔ＝−Ｎ₇σ₇φ＋Ｎ₆σ₆φ
ここではＮ₆，Ｎ₇はＧｄ−１５６およびＧｄ−１５７の原子数密度、σ₆，σ₇は各々の断面積、φは中性子束である。σ₆はσ₇に比べて非常に小さいので、時間が十分に経過するとｄＮ₇／ｄｔ＝０となる。このときＮ₆σ₆φ＝Ｎ₇σ₇φとなり、Ｇｄ−１５６とＧｄ−１５７の中性子吸収率が等しい平衡状態にあり、Ｇｄ−１５７の原子数密度はＧｄ−１５６の原子数密度に比例する。Ｇｄ−１５６の原子数密度は、図４に示されるようにＧｄ−１５５がＧｄ−１５６に変換してしまった後でほぼ一定であり、これはＧｄ−１５５とＧｄ−１５６の初期装荷量によって決まるので、Ｇｄ−１５６の含有率を低くすることによってＧｄ−１５７による反応度損失をも低減することができる。
【００３３】
また、可燃性毒物として実質的に機能するＧｄ−１５５およびＧｄ−１５７の含有量を維持していれば、必要な期間の反応度制御が可能であるから、これら以外の同位体を取り除くことができ、その分だけガドリニア濃度を低くできる。その結果、燃料の熱伝導度が向上するので、高燃焼度化や局所出力ピーキングの低減の効果があるとともに、ガドリニア濃度を高めることによって長期運転による稼動率の向上が可能となる。
【００３４】
さらに、Ｇｄ−１５５とＧｄ−１５７とが天然ガドリニウムと同じ割合で含まれているので、無限増倍率のピーク値は過大にならない。従って、炉停止余裕の悪化およびチャンネルピーキングの増大といった問題も解決することが可能となる。
【００３５】
また、本発明の第２の発明に係る原子炉用燃料集合体においては、ガドリニウム−１５７の含有率が天然存在比よりも高いガドリニウム元素が可燃性毒物として用いられ、かつ複数の群に分けられた燃料棒の可燃性毒物濃度が相互に異なっている。このため、図４に示すＧｄ−１５７とＧｄ−１５５の原子数密度変化を模擬することができる。その結果、無限増倍率のピーク値を小さくすることができるので、炉停止余裕の悪化およびチャンネルピーキングの増大といった問題を解決することが可能となる。
【００３６】
【実施例】
以下、本発明の実施例について図面を参照して説明する。
【００３７】
まず、本発明の第１の実施例について説明する。
【００３８】
第１の実施例として、図１に示す燃料集合体において、表４に示すＧｄ−１５６を全く含まないガドリニウム元素を可燃性毒物として用いた場合について説明する。ガドリニウム濃度は３．２％であり、Ｇｄ−１５５とＧｄ−１５７の総含有量は、ガドリニウム濃度が４．０％の天然ガドリニウムを用いた場合と等しい。本実施例の２５ＧＷｄ／ｓｔにおける中性子吸収率は０．６０％であり、表２に示した天然ガドリニウムを用いた場合の０．８１％に比べて０．２１％の反応度利得が得られている。従って、天然ガドリニウムを用いた従来例と比較すると、同一のウラン濃縮度で燃焼度を約１％伸長することができる。あるいは、従来例と同一の燃焼度を達成するためには、ウラン濃縮度を約０．０３％低くすることができる。
【００３９】
本実施例の無限増倍率の燃焼変化１３を図３に示す。図から明らかのように、天然ガドリニウムを用いた従来例の無限増倍率１１とよく似た燃焼変化を示しており、無限増倍率のピークは過大にならないので炉停止余裕ならびにチャンネルピーキングの悪化を招くことはない。
【００４０】
図７は、表４に示すガドリニウム元素を製造するためのレーザ装置の一例を示す図である。まず高真空に保たれた分離セル１４の内部において、金属蒸気発生装置１５によってガドリニウム金属を溶融して蒸発させる。ここで発生した中性の蒸気流１６を光反応部１７に導入し、レーザシステム１８から導かれたレーザ光１９を照射してＧｄ−１５６のみを電離させる。通常は、基底状態から直接電離するのではなく、選択励起用レーザ光２０により一旦特定の励起状態に選択的に励起し、この励起されたＧｄ−１５６にさらに電離用レーザ光２１を照射することによって電離させる。レーザ装置２２，２３は、ポンピングレーザ、波長可変レーザ、周波数変調装置およびパルスレーザ増幅器とから構成されている。このようにして電離されたＧｄ−１５６の蒸気流２４がイオン回収電極板２５に吸着される。一方、電離されなかった他のガドリニウム同位体の蒸気流２６は中性原子回収板２７に回収される。従って、中性原子回収板２７のガドリニウムを回収すれば、Ｇｄ−１５６の含有率が天然存在比よりも低いガドリニウム元素が得られる。
【００４１】
【表４】

次に、本発明の第２の実施例について説明する。
【００４２】
第２の実施例として、図１に示す燃料集合体において、表５に示すＧｄ−１５６およびＧｄ−１５８を全く含まないガドリニウム元素を可燃性毒物として用いた場合について説明する。ガドリニア濃度は２．２％であり、Ｇｄ−１５５とＧｄ−１５７の総含有量は、ガドリニア濃度が４．０％の天然ガドリニウムを用いた場合と等しい。本実施例の２５ＧＷｄ／ｓｔにおける中性子吸収率は、第１の実施例よりもさらに低減されて０．４５％であり、表１に示した天然ガドリニウムを用いた場合の０．８１％に比べて０．３６％の反応度利得が得られている。従って、天然ガドリニウムを用いた従来例と比較すると、同一のウラン濃縮度で燃焼度を約２％伸長することができる。あるいは、従来例と同一の燃焼度を達成するためには、ウラン濃縮度を約０．０４％低くすることができる。本実施例においても、無限増倍率のピークは過大にならないので炉停止余裕ならびにチャンネルキーピングの悪化を招くことはない。
【００４３】
【表５】

第２の実施例と第１の実施例との比較から、Ｇｄ−１５８を取り除くことによる反応度損失の低減は０．１５％である。従って、反応度損失を低減するためには、まずＧｄ−１５６を取り除くことが第１に重要であり、次いでＧｄ−１５８が重要である。質量数が偶数であるガドリニウム同位体としては他に、Ｇｄ−１５２、Ｇｄ−１５４およびＧｄ−１６０が存在する。Ｇｄ−１５２およびＧｄ−１５４は、もともと含有量が少ないので、これを取り除いたとしても反応度損失を低減する効果は小さい。一方、Ｇｄ−１６０は天然存在比が２２％と大きいが、表１に示すようにその断面積は小さいので、これを取り除いたとしても反応度損失を低減する効果はやはり小さい。しかしながら、含有量の多いＧｄ−１６０を取り除くことは熱伝導度を向上させる効果があるので、高燃焼度化や原子炉の長期運転に対して有効である。
【００４４】
次に本発明の第３の実施例について説明する。
【００４５】
本発明の第３の実施例である燃料集合体の横断面図を図８に示す。本実施例ではＧｄ−１５７の含有率を天然存在比よりも高めた例として、Ｇｄ−１５７のみからなるガドリニウム元素を可燃性毒物として用いている。ガドリニア濃度は、８本の燃料棒Ｇ１では１．２％、５本の燃料棒Ｇ２では１．５％である。すなわち、Ｇ１のガドリニアにより図４に示したＧｄ−１５７の燃焼変化を模擬し、Ｇ２のガドリニアにより燃焼速度の遅いＧｄ−１５５の燃焼変化を模擬している。さらに、Ｇ２では実質的にガドリニア含有量が多くなっているので、ガドリニア入り燃料棒の本数を１本減らして１３本としている。また、本実施例のウラン濃縮度は、従来例の４．０％よりも０．１％低く３．９％である。
【００４６】
本実施例の無限増倍率の燃焼変化２８を図３に示す。本実施例では、天然ガドリニウムを用いた従来燃料の無限増倍率１１をよく模擬しており、特に、無限増倍率のピーク値を小さくすることができた。従って、炉停止余裕やチャンネルピーキングを悪化させることなく、ガドリニアによる反応度損失を低減することができ、より低いウラン濃縮度で従来例と同じ燃焼度を達成することができた。
【００４７】
なお、ガドリニア濃度の比としては、本実施例のように１．２ないし１．３程度に設定するのが好ましい。これにより、図４に示したＧｄ−１５５とＧｄ−１５７の原子数密度の燃焼変化をおよそ模擬することができる。また、本実施例では２種類のガドリニア濃度を用いたが、３種類以上のガドリニア濃度を用いてもよい。
【００４８】
次に、本発明の第４の実施例について説明する。
【００４９】
本発明の第４の実施例である燃料集合体では、横断面図は図１の従来例と同一であるが、ガドリニア入り燃料棒１０におけるガドリニアが軸方向上下で異なっている。すなわち、Ｇｄ−１５７のみからなるガドリニウム元素を下部に用い、天然ガドリニウムを上部に用いている。ガドリニア濃度は下部では１．２％、上部では４．０％である。
【００５０】
原子炉停止時の中性子インポータンスは、炉心の上端からその全長の１／４ないし１／３下がった部位において最大となるので、炉心下部の無限増倍率は原子炉停止時の炉心の実効増倍率にはほとんど影響しない。本実施例によれば、Ｇｄ−１５７の含有率が高いガドリニウム元素は燃料集合体下部のみに含有されているので、無限増倍率のピークが過大になるのは燃料集合体下部だけである。従って、炉停止余裕を悪化させること無く、燃料集合体下部の反応度損失を低減することができる。
【００５１】
一般に沸騰水型原子炉では、炉心下部に軸方向出力ピーキングが生じやすい。従って、本実施例において燃料集合体上下でウラン濃縮度が等しい場合、ガドリニアによる反応度損失が小さい下部の方が無限増倍率が大きくなり、その結果、炉心下部の軸方向出力ピーキングが増大する可能性がある。このような場合には、燃料集合体下部のガドリニア濃度を本実施例よりも濃くする手段を適用すればよい。
【００５２】
次に、本発明の第５の実施例について説明する。
【００５３】
沸騰水型原子炉において炉心下部に生じる軸方向出力ピーキングを低減するために、燃料集合体下部に含有されるガドリニア濃度を上部よりも濃くする技術が、特開昭５４−１３８９９号公報に開示されている。図９（Ａ），（Ｂ）に示す同技術を適用した燃料集合体では、全燃料棒において上下端の一部が天然ウラン、中央部が濃縮ウランである。ガドリニア入り燃料棒１０は２種類あり、ガドリニア濃度は、燃料棒Ｇ３では上下とも４．０％、燃料棒Ｇ４では上部は４．０％、下部は５．０％である。本例では、燃料棒Ｇ４の下部のガドリニア濃度が高く熱伝導度が低下するため、燃料棒Ｇ４の中央部全体のウラン濃縮度を燃料棒Ｇ３の中央部のウラン濃縮度よりも低くしている。その結果、燃料集合体断面内の局所出力ピーキングが悪化している。
【００５４】
本発明の第５の実施例では、燃料棒Ｇ４の下部に表４に示したＧｄ−１５６を含まないガドリニウム元素を用い、天然ガドリニウムを上部に用いている。ガドリニア濃度は上下とも４．０％であり、このようなガドリニア分布により従来例と同等の反応度制御が実現できる。本実施例では、ウラン濃縮度は燃料棒Ｇ３と燃料棒Ｇ４で等しく、その結果、燃料集合体断面内の局所出力ピーキングが従来例よりも改善されている。もちろん、Ｇｄ−１５６を含まないガドリニウム元素を燃料棒Ｇ３およびＧ４の上下ともに含有させてもよいが、天然ガドリニウムに比べて製造コストがアップするので、コスト低減のためには本実施例のように燃料集合体下部のみに含有させるのがよい。なお、Ｇｄ−１５６を含まないガドリニウム元素の代わりに、Ｇｄ−１５７の含有率を天然存在比よりも高めたガドリニウム元素を用いても、同様の効果が得られることは明らかである。
【００５５】
また、第１サイクルで装荷される初装荷燃料では、第２サイクル以降に装荷される取替燃料よりもガドリニア濃度が高く、７〜８％の濃度のガドリニアが使用されている。これは、起動試験のために第１サイクルの運転期間が第２サイクル以降の運転期間よりも長いこと、また、燃料経済性向上のために初装荷燃料を高濃縮度化すると、第１回取替体数が減少し、第２サイクルの余剰反応度を初装荷燃料に含有されたガドリニアが分担する必要があるからである。
【００５６】
従って、初装荷燃料の高濃縮度化に伴ないガドリニア濃度を高めようとすると、下部に含有されるガドリニア濃度を上部よりも濃くした初装荷燃料の場合には、燃料集合体下部に含有されるガドリニア濃度によって制限されることになる。このような場合にも本実施例のように、Ｇｄ−１５６の含有率が天然存在比よりも低いガドリニウム元素またはＧｄ−１５７の含有率を天然存在比よりも高めたガドリニウム元素を、燃料集合体上部よりも下部により多く含有させればよい。
【００５７】
次に、本発明の第６の実施例について説明する。
【００５８】
本発明の第６の実施例である燃料集合体では、横断面図は図１の従来例と同一であるが、ガドリニア入り燃料棒１０におけるガドリニア濃度が軸方向上下で異なっている。すなわち、第２の実施例で用いた表５に示すＧｄ−１５６およびＧｄ−１５８を全く含まないガドリニウム元素を上部に含有させ、天然ガドリニウムを下部に含有させている。ガドリニア濃度は上部では２．２％、下部では４．０％である。
【００５９】
本実施例である燃料集合体の無限増倍率は、上部の方が下部よりも０．４９％大きいので、沸騰水型原子炉において炉心下部に生じる軸方向出力ピーキングが低減され、熱的余裕が向上する。なお、Ｇｄ−１５６を含まないガドリニウム元素の代わりに、Ｇｄ−１５７の含有率を天然存在比より高めたガドリニウム元素を用いても、同様の効果が得られることは明らかである。
【００６０】
次に、本発明の第７の実施例について説明する。
【００６１】
図１に示したように、沸騰水型原子炉に用いられる燃料集合体では通常、ガドリニアは最外周以外の燃料棒に含有される。これに対して、特開昭５８−２１６９８９号公報には、ガドリニアを最外周燃料棒に含有させることによって炉停止余裕を改善し、燃料の高燃焼度化を達成する発明が開示されている。ただし、最外周燃料棒では中性子束が大きくガドリニウムの燃焼が早いので、ガドリニア入り燃料棒の本数を減らして、ガドリニア濃度を高くする必要がある。しかしながら、熱伝導度が低下するために、ガドリニア濃度を十分に高めることができないという問題があった。
【００６２】
本発明の第７の実施例である燃料集合体の横断面図を図１０に示す。本実施例では、中央の２本の燃料棒Ｇ５の他に、８本の最外周燃料棒Ｇ６にガドリニアが含有されている。中央燃料棒Ｇ５には天然ガドリニウムがガドリニア濃度として４．０％、最外周燃料棒Ｇ６にはＧｄ−１５６、Ｇｄ−１５８およびＧｄ−１６０を含まないガドリニウム元素がガドリニア濃度として２．０％含有されている。このようなガドリニア濃度により、図１に示した従来例の無限増倍率１１と同等の無限増倍率を実現することができた。
【００６３】
本実施例において、最外周燃料棒Ｇ６に天然ガドリニウムを用いた場合にはガドリニア濃度を６．０％にしなければならない。その場合、熱伝導度の低下を招くかまたは、ウラン濃縮度を低くして燃料棒の出力を低くした場合には高燃焼度化の妨げとなる。
【００６４】
なお本実施例において、最外周燃料棒Ｇ６にＧｄ−１５７の含有率を高めたガドリニウム元素を用いても同様の効果が得られることは明らかである。また、中央燃料棒Ｇ５に、Ｇｄ−１５６、Ｇｄ−１５８およびＧｄ−１６０を含まないガドリニウム元素、またはＧｄ−１５７の含有率を高めたガドリニウム元素を用いてもよい。さらに、本実施例は、第３、第４、第５または第６の実施例にも適用できることは明白であり、これらの組合せによって得られる実施例は各々の効果が同時に達成される好ましいものである。
【００６５】
なお、前記第１ないし第７の各実施例においては、質量数が偶数である特定のガドリニウム同位体が完全に取り除かれたガドリニウム元素やＧｄ−１５７のみからなるガドリニウム元素を用いる場合について説明したが、図７に示すような分離装置を用いてＧｄ−１５６を取り除く場合、これを完全に電離することはできないので、中性原子回収板２７から回収されるガドリニウム元素には電離されなかったＧｄ−１５６の一部も含有されている。また、Ｇｄ−１５７を電離する場合には、電離されない中性原子の一部がイオン回収電極板２５に吸着されるので、イオン回収電極板２５から回収されたガドリニウム元素にはＧｄ−１５７以外の同位体も含有されることになる。しかしながら、現実に得られるこのようなガドリニウム元素を用いた場合においても、本発明が適用でき、相応の効果が達成されることは明らかである。
【００６６】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明は、ガドリニウム金属を溶融して蒸発させる工程と、蒸発させたガドリニウムの蒸気にレーザ光を照射し、ガドリニウム同位体の中のガドリニウム−１５６を電離させる工程と、この電離させたガドリニウム−１５６をイオン回収電極板に吸着させる工程と、前記レーザ光により電離されなかった残りのガドリニウムの蒸気を中性原子回収板により回収する工程とを有するガドリニウム元素を製造する濃縮方法及びこのようにして得られた元素を用いた燃料集合体である。そしてこれにより、ガドリニウム−１５７を濃縮したガドリニウム元素を使用した燃料集合体の課題である炉停止余裕およびチャンネルピーキングの悪化を改善することができるという効果を奏する。
また本発明は、ガドリニウム元素を可燃性毒物として含有させた原子炉用燃料集合体において、可燃性毒物を含有する燃料棒を複数の群に分けるとともに、これら各群の可燃性毒物として、ガドリニウム−１５７の含有率が天然存在比よりも高いガドリニウム元素を用い、かつ各群の可燃性毒物濃度を相互に異ならしめ、低濃度の可燃性毒物を含有する燃料棒を、高濃度の可燃性毒物を含有する燃料棒よりも燃料集合体横断面内の最外側に近い位置に配置したことを特徴としている。
これにより、炉停止余裕および熱的余裕を悪化させることなく、反応度を向上させて燃料の燃焼効率を高めることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】沸騰水型原子炉に用いられる燃料集合体の横断面図。
【図２】沸騰水型原子炉に用いられる燃料集合体の燃料棒の縦断面図。
【図３】従来例および本発明の実施例の燃料集合体の無限増倍率の燃焼変化を表すグラフ。
【図４】天然ガドリニウムを用いた従来の燃料集合体におけるガドリニウム同位体の原子数密度の燃焼変化を表すグラフ。
【図５】天然ガドリニウムを用いた従来の燃料集合体におけるガドリニウム同位体の中性子吸収率の燃焼変化を表すグラフ。
【図６】ガドリニウム同位体の光吸収スペクトルの例。
【図７】Ｇｄ−１５６の含有率が天然存在比よりも低いガドリニウム元素を製造するためのレーザ装置の例。
【図８】本発明の第３の実施例の燃料集合体の横断面図。
【図９】本発明の第５の実施例との比較のための従来の燃料集合体のガドリニア濃度分布図であって、（Ａ）は燃料集合体の横断面図、（Ｂ）はガドリニア入り各燃料棒のガドリニア濃度分布を示す図。
【図１０】本発明の第７の実施例の燃料集合体の横断面図。
【符号の説明】
１燃料集合体
２燃料棒
３ウォータロッド
４チャンネルボックス
５燃料ペレット
６被覆管
７スプリング
８上部端栓
９下部端栓
１０ガドリニア入り燃料棒
１１，１２，１３，２８無限増倍率
１４分離セル
１５金属蒸気発生装置
１６，２６中性蒸気流
１７光反応部
１８レーザシステム
１９レーザ光
２０選択励起用レーザ光
２１電離用レーザ光
２２，２３レーザ装置
２４，イオン蒸気流
２５イオン回収電極板
２７中性原子回収板[0001]
[Industrial application fields]
The present invention relates to a fuel assembly for a nuclear reactor in which some fuel rods contain gadolinium element as a flammable poison. In particular, the present invention relates to a fuel assembly with improved reactivity without deteriorating the reactor shutdown margin and thermal margin. The present invention relates to a fuel assembly for a nuclear reactor that can improve the combustion efficiency of the reactor.
[0002]
[Prior art]
A cross-sectional view of a fuel assembly used in a boiling water reactor is shown in FIG. The fuel assembly 1 is configured by bundling fuel rods 2 and water rods 3 in a lattice shape to form a fuel rod bundle, and surrounding the fuel rod bundle with a channel box 4. FIG. 2 is a longitudinal sectional view of the fuel rod 2. The fuel rod 2 has a rod shape having a diameter of about 1 cm and a total length of about 4 m. A fuel pellet 5 sintered with an oxide of uranium (or plutonium) is filled in a zirconium alloy cladding tube 6 and fixed by a spring 7. The upper end plug 8 and the lower end plug 9 are hermetically sealed. The average uranium enrichment of the fuel assembly in this example is 4.0%.
[0003]
In the fuel rod 10 indicated by symbol G in FIG. 1, gadolinia (gadolinium oxide) is mixed with uranium oxide as a flammable poison in order to control the initial reactivity of the nuclear reactor. In this example, 14 of 74 fuel rods contain gadolinia. FIG. 3 shows the infinite multiplication factor 11 of the fuel assembly of FIG. The number of fuel rods 10 containing gadolinium is determined so that the initial excess reactivity of the nuclear reactor is in an appropriate range, and the gadolinia concentration is lost at the end of the operation cycle because gadolinia burns out. It is decided not to come. In this example in which the operation period is 13 months, the gadolinia concentration is 4.0%.
[0004]
Table 1 shows the isotope composition and neutron absorption cross section of the gadolinium element. Natural gadolinium contains seven types of isotopes, of which Gd-155 and Gd-157 having a large cross-sectional area play a role in reactivity control as neutron absorbers. In addition to the isotopes shown in Table 1, about 0.2% of Gd-152 is contained, but the effect is small.
[0005]
[Table 1]

The atomic density of gadolinium isotopes is shown in FIG. Gd-155 and Gd-157 having a large cross-sectional area rapidly decrease with combustion, and Gd-154 and Gd-160 having a small cross-sectional area gradually decrease. Gd-156 and Gd-158 also have small cross-sectional areas, but these are generated by neutron absorption of Gd-155 and Gd-157, respectively, and thus increase with combustion, and Gd-155 and Gd-157 are converted. If this happens, it will begin to gradually decrease. Normally, gadolinia is burned out when Gd-155 and Gd-157 having large cross-sectional areas decrease and reach a substantially constant value.
[0006]
The neutron absorption rate of gadolinium isotopes is shown in FIG. The change accompanying combustion is roughly proportional to the atomic number density, but its magnitude depends on the product of the atomic number density and the cross-sectional area. Therefore, after gadolinia is burned out, Gd-156 and Gd-158 have higher atomic number densities than Gd-155 and Gd-157, but have the same neutron absorption rate due to the small cross-sectional area. Note that the neutron absorption rate of Gd-155 once increases in the early stage of combustion is due to a change in neutron flux. That is, while a large amount of Gd-157 having a large cross-sectional area exists, the neutron flux decreases due to the absorption of neutrons, and Gd-157 decreases along with combustion and the neutron flux increases. Because it comes.
[0007]
As already mentioned, the concentration of gadolinia is determined so that it does not burn out and cause loss of reactivity at the end of the operating cycle. Here, the burned-out gadolinium isotopes are Gd-155 and Gd-157 having a large cross-sectional area, and the content of other isotopes is slightly decreased or increased. Therefore, even after Gd-155 and Gd-157 are burned out, gadolinium as a whole maintains neutron absorption, which results in a loss of reactivity.
[0008]
Table 2 shows the neutron absorption rate of each isotope at 25 GWd / st as a typical burnup after gadolinia burned out. Tb-159 is produced by immediately beta-degrading Gd-159 produced by neutron absorption of Gd-158, and its thermal neutron absorption cross section is 23 burns. The total neutron absorption rate due to these is 0.81%, which causes a loss of reactivity and deteriorates the combustion efficiency of the fuel.
[0009]
[Table 2]

Further, when gadolinia is mixed with uranium oxide as a flammable poison, the thermal conductivity is lowered, so that the temperature of the fuel is likely to rise. Since the decrease in thermal conductivity is proportional to the gadolinia concentration, the gadolinia concentration cannot be made extremely high. Further, in the fuel rod containing gadolinia, the output is lowered by lowering the uranium enrichment compared with the case where gadolinia is not contained, so that the temperature of the fuel does not rise excessively.
[0010]
[Problems to be solved by the invention]
A technique for reducing the reactivity loss and increasing the combustion efficiency of the fuel is disclosed in Japanese Patent Laid-Open No. 58-140673, and the reactivity loss is reduced by increasing the content of Gd-157. ing. As an example to which this technology is applied, Table 3 shows the reactivity loss at 25 GWd / st when a gadolinium element consisting only of Gd-157 is used in the fuel assembly of FIG. The gadolinia concentration is 1.2%, and is adjusted so that the total amount of Gd-155 and Gd-157 having a large cross-sectional area is preserved. With only a small amount of neutron absorption by Gd-158 generated by neutron absorption of Gd-157, the overall reactivity loss is greatly reduced.
[0011]
According to the invention, the gadolinia concentration was reduced from 4.0% to 1.2% in the case of natural gadolinium. Since thermal conductivity does not depend on the type of isotope, the decrease in thermal conductivity due to gadolinia is greatly improved. If this is used, the uranium enrichment of the fuel rod mixed with gadolinia can be increased as compared with the conventional one, so that it is possible to increase the burnup, improve the fuel economy, and improve the locality in the cross section of the fuel assembly. Output peaking is reduced. On the other hand, if the thermal conductivity is about the same as when natural gadolinium is used, the concentration of Gd-157 that substantially functions as a flammable poison can be increased, and the reactivity control period by gadolinia is tripled. It becomes possible to continue for a long time. In this case, since long-term operation is possible, the operating rate of the nuclear reactor can be increased.
[0012]
[Table 3]

However, the fuel assembly to which the invention is applied has the following problems.
The first problem is that the furnace shutdown margin deteriorates. When the reactor is shut down, all control rods are inserted into the core and are in a subcritical state. However, even if one of the control rods is pulled out of the core, the core must be subcritical. The subcriticality at this time is the furnace shutdown margin. FIG. 3 shows an infinite multiplication factor 12 of a fuel assembly using a gadolinium element consisting only of Gd-157 in comparison with an infinite multiplication factor 11 of a fuel assembly using natural gadolinium. When natural gadolinium containing Gd-155 and Gd-157 having a large cross-sectional area is used, the infinite multiplication factor has a relatively slow peak because the burning rates of the two isotopes are different. When only -157 is included, a sharp and large peak value is shown. Since the furnace shutdown margin becomes strict when the infinite multiplication factor reaches a peak, when gadolinium having a high content of Gd-157 is used, the furnace shutdown margin is deteriorated.
[0013]
The second problem is an increase in channel peaking. The reactor core is loaded with fuel assemblies having different burnups, and the fuel assembly output depends on an infinite multiplication factor. Therefore, when the peak value of the infinite multiplication factor is excessive in the fuel assembly using the gadolinium element with the increased content of Gd-157, the channel peaking representing the maximum value of the fuel assembly output also increases. As a result, the thermal margin such as the minimum limit output ratio and the maximum line output density is deteriorated.
[0014]
As a third problem, as an isotope separation method for increasing the content of Gd-157, a laser method is effective because gadolinium elements have a large number of isotopes. In the laser method, natural gadolinium is irradiated with a laser beam having a specific wavelength to ionize only a specific isotope, and this is recovered to increase the content of the isotope. However, in an isotope having an odd mass number such as Gd-157, the energy order of a certain electron is separated into several orders by the interaction with the nucleus. An example of the light absorption spectrum is shown in FIG. When ionizing such isotopes, ionization efficiency decreases with a single laser beam whose wavelength is adjusted to only one separated energy order. On the other hand, in order to efficiently perform ionization, the number of types of laser light may be increased according to the number of separated energy orders, but the laser device becomes complicated and leads to an increase in cost.
[0015]
The present invention has been made in consideration of such points, and the fuel assembly for a reactor that can improve the reactivity and increase the combustion efficiency of the fuel without deteriorating the reactor shutdown margin and the thermal margin. The purpose is to provide a body.
[0016]
[Means for Solving the Problems]
As a means for achieving the above object, the present invention provides a method for concentrating gadolinium elements in which the content of an isotope having an odd mass number is increased, and a step of melting and evaporating gadolinium metal, and evaporating gadolinium vapor. Irradiate a laser beam, inside the gadolinium isotope of A step of ionizing gadolinium-156, a step of adsorbing the ionized gadolinium-156 on an ion recovery electrode plate, and a step of recovering the remaining gadolinium vapor not ionized by the laser beam by a neutral atom recovery plate It is characterized by having.
[0017]
Further, according to the present invention, as means for achieving the above object, the separation apparatus includes a gadolinium metal vapor generation apparatus that melts and evaporates gadolinium metal, and a laser that generates laser light and is irradiated with the laser light to ionize gadolinium-156. System and this ionized gadolinium-156 Adsorb Ion recovery electrode plate that does not ionize The rest gadolinium Steam It is characterized by comprising a neutral atom recovery plate for recovering.
[0018]
Further, according to the present invention, as means for achieving the above object, gadolinium element is gadolinium-156 in a gadolinium isotope by irradiating a vapor of gadolinium metal with a laser beam by irradiating the vapor of gadolinium metal with a laser beam. A step of adsorbing the ionized gadolinium-156 to the ion recovery electrode plate, and a step of recovering the remaining vapor of gadolinium that has not been ionized by the laser beam with a neutral atom recovery plate. It was manufactured by a concentration method.
[0019]
Further, the present invention provides a fuel assembly for a nuclear reactor in which a gadolinium element is contained as a combustible poison in a part of a plurality of fuel rods bundled in a lattice as a means for achieving the above object. Are divided into a plurality of groups, and gadolinium element having a higher content of gadolinium-157 than the natural abundance ratio is used as a flammable poison in each group, and the concentration of the flammable poison in each group is mutually determined. The fuel rod containing the low concentration combustible poison is arranged closer to the outermost side in the cross section of the fuel assembly than the fuel rod containing the high concentration combustible poison. .
[0020]
Further, the present invention is characterized in that the ratio of the highest concentration to the lowest concentration of the combustible poison concentration in each group is in the range of 1.2 to 1.3.
[0021]
The present invention also includes a step of melting and evaporating gadolinium metal in a nuclear fuel assembly containing gadolinium element as a flammable poison in a part of a plurality of fuel rods bundled in a lattice pattern, A process of irradiating vaporized gadolinium vapor with a laser beam to ionize gadolinium-156 in gadolinium isotopes, a step of adsorbing the ionized gadolinium-156 to an ion recovery electrode plate, and the laser beam A gadolinium element produced by a concentration method including a step of recovering the remaining gadolinium vapor that has not been ionized by a neutral atom recovery plate is contained in a lower portion than the upper portion of the fuel assembly except at least the upper and lower ends. It is characterized by that.
[0022]
The present invention also includes a step of melting and evaporating gadolinium metal in a nuclear fuel assembly containing gadolinium element as a flammable poison in a part of a plurality of fuel rods bundled in a lattice pattern, A process of irradiating vaporized gadolinium vapor with a laser beam to ionize gadolinium-156 in gadolinium isotopes, a step of adsorbing the ionized gadolinium-156 to an ion recovery electrode plate, and the laser beam The gadolinium element produced by the concentration method including the step of recovering the remaining gadolinium vapor that has not been ionized by a neutral atom recovery plate is contained in the upper part of the upper part of the fuel assembly lower than the lower part of the fuel assembly except at least the upper and lower ends. It is characterized by that.
[0023]
Further, the present invention provides a nuclear fuel assembly in which a gadolinium element is contained as a combustible poison in a part of a plurality of fuel rods bundled in a lattice shape, and is combustible disposed on the outermost periphery of the fuel assembly. The fuel rod containing the toxic poison includes a step of melting and evaporating gadolinium metal, a step of irradiating the evaporated gadolinium vapor with a laser beam, and ionizing gadolinium-156 in the gadolinium isotope. Gadolinium element produced by a concentration method comprising the steps of adsorbing ionized gadolinium-156 to an ion recovery electrode plate, and recovering the remaining vapor of gadolinium that has not been ionized by the laser beam with a neutral atom recovery plate It is characterized by containing.
[0024]
Further, the present invention provides a nuclear reactor fuel assembly in which a gadolinium element is contained as a combustible poison in a part of a plurality of fuel rods bundled in a lattice, and a gadolinium metal is used as a first combustible poison. A step of melting and evaporating, a step of irradiating vaporized gadolinium vapor with a laser beam to ionize gadolinium-156 in gadolinium isotopes, and adsorbing the ionized gadolinium-156 to the ion recovery electrode plate And a gadolinium element produced by a concentration method having a step of recovering the remaining vapor of gadolinium that has not been ionized by the laser beam with a neutral atom recovery plate, and natural gadolinium is used as the second combustible poison And the concentration of the first combustible poison is equal to the concentration of the second combustible poison or the second combustible poison And wherein the lower than the concentration.
[0025]
Further, the present invention is at the lower part than the upper part of the fuel assembly except at least the upper and lower ends , The total concentration of dolinium-155 and gadolinium-157 is high.
[0026]
Moreover, the present invention is an initial loading core of a nuclear reactor, wherein a nuclear fuel assembly containing a gadolinium element having a gadolinium-157 content rate higher than a natural abundance ratio as a combustible poison is loaded. And
[0027]
The present invention also relates to a method for concentrating gadolinium elements, which is an initial loading core of a nuclear reactor and increases the content of an isotope having an odd mass number, a step of melting and evaporating gadolinium metal, and a vaporized gadolinium Were irradiated with a laser beam to ionize gadolinium-156 in the gadolinium isotope, a step of adsorbing the ionized gadolinium-156 to the ion recovery electrode plate, and not ionized by the laser beam. And a step of recovering the remaining gadolinium vapor with a neutral atom recovery plate, wherein the reactor fuel assembly using the gadolinium element produced by the gadolinium element concentration method is loaded. And
[0028]
Further, the present invention is an initial loading core of a nuclear reactor, and has a low number of fissile material or a large number of fuel rods containing a flammable poison in a lower part than an upper part of a fuel assembly except at least upper and lower ends. Or a fuel assembly for a nuclear reactor characterized in that the total concentration of gadolinium-155 and gadolinium-157 is high.
[0029]
[Action]
In the fuel assembly for a nuclear reactor according to the first aspect of the present invention, a gadolinium element is used in which the content of at least some isotopes having an even mass number is lower than the natural abundance ratio. .
[0030]
By the way, it can be seen from Table 2 that Gd-156, Gd-157, and Gd-158 contribute to the same extent when using natural gadolinium for the reactivity loss after gadolinia burned out. Gd-156 includes those produced by neutron absorption of Gd-155 and those naturally occurring at a ratio of about 15:20, and Gd-158 is produced by neutron absorption of Gd-157. And naturally occurring are included in a ratio of about 16:25. Therefore, by reducing the contents of Gd-156 and Gd-158, the reactivity loss due to these isotopes can be greatly reduced.
[0031]
By reducing the content of Gd-156, the reactivity loss due to Gd-157 can also be reduced. The change over time in the atomic number density of Gd-157 after all naturally occurring Gd-157 is converted to Gd-158 is expressed by the following equation.
[0032]
dN ₇ / Dt = -N ₇ σ ₇ φ + N ₆ σ ₆ φ
N here ₆ , N ₇ Is the atomic density of Gd-156 and Gd-157, σ ₆ , Σ ₇ Is the cross-sectional area of each, and φ is the neutron flux. σ ₆ Is σ ₇ Is very small compared to dN. ₇ / Dt = 0. At this time N ₆ σ ₆ φ = N ₇ σ ₇ The neutron absorption rates of Gd-156 and Gd-157 are in an equilibrium state, and the atomic number density of Gd-157 is proportional to the atomic number density of Gd-156. The atomic number density of Gd-156 is almost constant after Gd-155 has been converted to Gd-156 as shown in FIG. 4, and this is due to the initial loading of Gd-155 and Gd-156. Therefore, the reactivity loss due to Gd-157 can be reduced by reducing the content of Gd-156.
[0033]
In addition, if the contents of Gd-155 and Gd-157 that substantially function as flammable poisons are maintained, the reactivity can be controlled for a necessary period, so that isotopes other than these can be removed. The gadolinia concentration can be lowered accordingly. As a result, since the thermal conductivity of the fuel is improved, there is an effect of increasing the burnup and reducing the local output peaking, and it is possible to improve the operating rate by long-term operation by increasing the gadolinia concentration.
[0034]
Furthermore, since Gd-155 and Gd-157 are contained in the same proportion as natural gadolinium, the peak value of the infinite multiplication factor does not become excessive. Accordingly, it is possible to solve problems such as a deterioration in furnace shutdown margin and an increase in channel peaking.
[0035]
In the nuclear fuel assembly according to the second aspect of the present invention, a gadolinium element having a gadolinium-157 content higher than the natural abundance ratio is used as a flammable poison and is divided into a plurality of groups. Fuel rods have different flammable poison concentrations. Therefore, it is possible to simulate the change in the number density of atoms of Gd-157 and Gd-155 shown in FIG. As a result, since the peak value of the infinite multiplication factor can be reduced, it is possible to solve problems such as a deterioration in the furnace shutdown margin and an increase in channel peaking.
[0036]
【Example】
Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.
[0037]
First, a first embodiment of the present invention will be described.
[0038]
As a first embodiment, the case where a gadolinium element containing no Gd-156 shown in Table 4 is used as a flammable poison in the fuel assembly shown in FIG. The gadolinium concentration is 3.2%, and the total content of Gd-155 and Gd-157 is equal to that when natural gadolinium having a gadolinium concentration of 4.0% is used. The neutron absorption rate at 25 GWd / st of this example is 0.60%, and a reactivity gain of 0.21% is obtained compared to 0.81% when natural gadolinium shown in Table 2 is used. Yes. Therefore, compared with the conventional example using natural gadolinium, the burnup can be extended by about 1% with the same uranium enrichment. Alternatively, in order to achieve the same burnup as in the conventional example, the uranium enrichment can be lowered by about 0.03%.
[0039]
FIG. 3 shows the combustion change 13 of the infinite multiplication factor of this embodiment. As is apparent from the figure, the combustion change is similar to the infinite multiplication factor 11 of the conventional example using natural gadolinium, and the peak of the infinite multiplication factor does not become excessive, leading to deterioration of the furnace shutdown margin and channel peaking. There is nothing.
[0040]
FIG. 7 is a diagram showing an example of a laser device for producing the gadolinium element shown in Table 4. First, gadolinium metal is melted and evaporated by the metal vapor generator 15 in the separation cell 14 maintained in a high vacuum. The neutral vapor flow 16 generated here is introduced into the photoreaction unit 17 and irradiated with the laser beam 19 guided from the laser system 18 to ionize only Gd-156. Normally, instead of directly ionizing from the ground state, the selective excitation laser beam 20 is selectively excited once to a specific excitation state, and the excited Gd-156 is further irradiated with the ionization laser beam 21. Ionize with. The

laser devices

22 and 23 include a pumping laser, a wavelength tunable laser, a frequency modulation device, and a pulse laser amplifier. The ionized electrode plate 25 adsorbs the vapor stream 24 of Gd-156 ionized in this way. On the other hand, the vapor stream 26 of other gadolinium isotopes that have not been ionized is recovered by the neutral atom recovery plate 27. Therefore, if gadolinium is recovered from the neutral atom recovery plate 27, a gadolinium element having a Gd-156 content rate lower than the natural abundance ratio can be obtained.
[0041]
[Table 4]

Next, a second embodiment of the present invention will be described.
[0042]
As a second embodiment, a case will be described in which a gadolinium element containing no Gd-156 and Gd-158 shown in Table 5 is used as a flammable poison in the fuel assembly shown in FIG. The gadolinia concentration is 2.2%, and the total content of Gd-155 and Gd-157 is equal to the case where natural gadolinium having a gadolinia concentration of 4.0% is used. The neutron absorption rate at 25 GWd / st of this example is 0.45%, which is further reduced from that of the first example, compared to 0.81% when natural gadolinium shown in Table 1 is used. A reactivity gain of 0.36% is obtained. Therefore, compared with the conventional example using natural gadolinium, the burnup can be extended by about 2% with the same uranium enrichment. Alternatively, in order to achieve the same burnup as in the conventional example, the uranium enrichment can be lowered by about 0.04%. Also in this embodiment, the peak of the infinite multiplication factor does not become excessive, so that the furnace shutdown margin and channel keeping are not deteriorated.
[0043]
[Table 5]

From a comparison between the second example and the first example, the reduction in reactivity loss by removing Gd-158 is 0.15%. Therefore, in order to reduce reactivity loss, it is first important to remove Gd-156, and then Gd-158 is important. Other gadolinium isotopes having an even number of masses include Gd-152, Gd-154, and Gd-160. Since Gd-152 and Gd-154 originally have a small content, even if this is removed, the effect of reducing the reactivity loss is small. On the other hand, Gd-160 has a large natural abundance ratio of 22%, but its cross-sectional area is small as shown in Table 1. Therefore, even if this is removed, the effect of reducing reactivity loss is still small. However, removing Gd-160 with a high content has the effect of improving the thermal conductivity, and is therefore effective for increasing the burnup and operating the reactor for a long time.
[0044]
Next, a third embodiment of the present invention will be described.
[0045]
A cross-sectional view of a fuel assembly according to a third embodiment of the present invention is shown in FIG. In this example, as an example in which the content ratio of Gd-157 is higher than the natural abundance ratio, a gadolinium element consisting only of Gd-157 is used as a flammable poison. The gadolinia concentration is 1.2% for the eight fuel rods G1 and 1.5% for the five fuel rods G2. That is, the combustion change of Gd-157 shown in FIG. 4 is simulated by G1 gadolinia, and the combustion change of Gd-155 having a low combustion speed is simulated by G2 gadolinia. Furthermore, since the gadolinia content is substantially increased in G2, the number of fuel rods containing gadolinia is reduced by one to 13. Further, the uranium enrichment in this example is 3.9%, which is 0.1% lower than 4.0% in the conventional example.
[0046]
FIG. 3 shows the combustion change 28 of the infinite multiplication factor of this embodiment. In this example, the infinite multiplication factor 11 of the conventional fuel using natural gadolinium was well simulated, and in particular, the peak value of the infinite multiplication factor could be reduced. Therefore, the reactivity loss due to gadolinia can be reduced without deteriorating the furnace shutdown margin and channel peaking, and the same burnup as in the conventional example can be achieved with a lower uranium enrichment.
[0047]
The gadolinia concentration ratio is preferably set to about 1.2 to 1.3 as in this embodiment. Thereby, the combustion change of the atomic number density of Gd-155 and Gd-157 shown in FIG. 4 can be approximately simulated. In this embodiment, two types of gadolinia concentrations are used, but three or more types of gadolinia concentrations may be used.
[0048]
Next, a fourth embodiment of the present invention will be described.
[0049]
In the fuel assembly according to the fourth embodiment of the present invention, the cross-sectional view is the same as the conventional example of FIG. 1, but the gadolinia in the gadolinia-containing fuel rod 10 is different vertically in the axial direction. That is, a gadolinium element consisting only of Gd-157 is used for the lower part, and natural gadolinium is used for the upper part. The gadolinia concentration is 1.2% at the bottom and 4.0% at the top.
[0050]
The neutron importance when the reactor is shut down is maximum at a site that is 1/4 to 1/3 of the total length from the upper end of the core, so the infinite multiplication factor at the bottom of the core is the effective multiplication factor of the core when the reactor is shut down. Has little effect. According to this example, since the gadolinium element having a high content of Gd-157 is contained only in the lower part of the fuel assembly, the peak of the infinite multiplication factor is excessive only in the lower part of the fuel assembly. Therefore, the reactivity loss under the fuel assembly can be reduced without deteriorating the furnace shutdown margin.
[0051]
In general, in boiling water reactors, axial power peaking tends to occur in the lower part of the core. Therefore, in this embodiment, when the uranium enrichment is equal above and below the fuel assembly, the infinite multiplication factor is larger in the lower part where the reactivity loss due to gadolinia is smaller, and as a result, the axial output peaking at the lower part of the core can increase. There is sex. In such a case , Burning Make the gadolinia concentration in the lower part of the material assembly higher than in this example. Hand A step may be applied.
[0052]
Next, a fifth embodiment of the present invention will be described.
[0053]
Japanese Patent Application Laid-Open No. 54-13899 discloses a technique for increasing the concentration of gadolinia contained in the lower part of the fuel assembly to be higher than that of the upper part in order to reduce the axial power peaking generated in the lower part of the boiling water reactor. ing. In the fuel assembly to which the same technology shown in FIGS. 9A and 9B is applied, part of the upper and lower ends of all the fuel rods is natural uranium and the central part is enriched uranium. There are two types of fuel rods 10 with gadolinia, and the gadolinia concentration is 4.0% at the top and bottom of fuel rod G3, 4.0% at the top and 5.0% at the bottom of fuel rod G4. In this example, since the gadolinia concentration in the lower part of the fuel rod G4 is high and the thermal conductivity is lowered, the uranium enrichment in the entire central portion of the fuel rod G4 is made lower than the uranium enrichment in the central portion of the fuel rod G3. . As a result, the local output peaking in the fuel assembly cross section is deteriorated.
[0054]
In the fifth embodiment of the present invention, the gadolinium element not containing Gd-156 shown in Table 4 is used for the lower part of the fuel rod G4, and natural gadolinium is used for the upper part. The gadolinia concentration is 4.0% both above and below, and the reactivity control equivalent to the conventional example can be realized by such a gadolinia distribution. In this embodiment, the uranium enrichment is equal between the fuel rod G3 and the fuel rod G4. As a result, the local output peaking in the cross section of the fuel assembly is improved as compared with the conventional example. Of course, a gadolinium element that does not contain Gd-156 may be contained both above and below the fuel rods G3 and G4. However, since the manufacturing cost is increased compared to natural gadolinium, as in this embodiment, the cost is reduced. It should be contained only in the lower part of the fuel assembly. In addition, it is clear that the same effect can be obtained by using a gadolinium element in which the content of Gd-157 is higher than the natural abundance ratio instead of the gadolinium element not containing Gd-156.
[0055]
In addition, the initially loaded fuel loaded in the first cycle has a higher gadolinia concentration than the replacement fuel loaded after the second cycle, and gadolinia having a concentration of 7 to 8% is used. This is because the first cycle operation period is longer than the operation period after the second cycle for the start-up test, and if the initial charge fuel is highly enriched to improve fuel economy, This is because the number of replacement bodies decreases and the surplus reactivity of the second cycle needs to be shared by the gadolinia contained in the initially loaded fuel.
[0056]
Therefore, when trying to increase the gadolinia concentration accompanying the high enrichment of the initially loaded fuel, in the case of the initially loaded fuel in which the gadolinia concentration contained in the lower part is higher than the upper part, it is contained in the lower part of the fuel assembly. It will be limited by the gadolinia concentration. Even in such a case, as in this embodiment, a gadolinium element having a Gd-156 content rate lower than the natural abundance ratio or a gadolinium element having a Gd-157 content rate higher than the natural abundance ratio is used as a fuel assembly. It may be contained more in the lower part than in the upper part.
[0057]
Next, a sixth embodiment of the present invention will be described.
[0058]
In the fuel assembly according to the sixth embodiment of the present invention, the cross-sectional view is the same as the conventional example of FIG. 1, but the gadolinia concentration in the gadolinia-containing fuel rod 10 is different vertically in the axial direction. That is, the gadolinium element which does not contain Gd-156 and Gd-158 shown in Table 5 used in the second embodiment is contained in the upper part, and natural gadolinium is contained in the lower part. The gadolinia concentration is 2.2% at the top and 4.0% at the bottom.
[0059]
The infinite multiplication factor of the fuel assembly according to the present embodiment is 0.49% larger in the upper part than in the lower part. Therefore, axial power peaking generated in the lower part of the boiling water reactor is reduced, and the thermal margin is increased. improves. In addition, it is clear that the same effect can be obtained by using a gadolinium element in which the content ratio of Gd-157 is higher than the natural abundance ratio instead of the gadolinium element not containing Gd-156.
[0060]
Next, a seventh embodiment of the present invention will be described.
[0061]
As shown in FIG. 1, in a fuel assembly used in a boiling water reactor, gadolinia is usually contained in fuel rods other than the outermost periphery. On the other hand, Japanese Patent Application Laid-Open No. 58-216989 discloses an invention in which a gadolinia is contained in the outermost peripheral fuel rod to improve the furnace stop margin and achieve high fuel burnup. However, since the outermost fuel rod has a large neutron flux and burns gadolinium quickly, it is necessary to reduce the number of fuel rods containing gadolinia and increase the gadolinia concentration. However, since the thermal conductivity is lowered, there is a problem that the gadolinia concentration cannot be sufficiently increased.
[0062]
FIG. 10 shows a cross-sectional view of the fuel assembly according to the seventh embodiment of the present invention. In the present embodiment, gadolinia is contained in the eight outermost fuel rods G6 in addition to the two central fuel rods G5. The central fuel rod G5 contains natural gadolinium as a gadolinia concentration of 4.0%, and the outermost fuel rod G6 contains gadolinium elements not containing Gd-156, Gd-158 and Gd-160 as a gadolinia concentration of 2.0%. ing. With such a gadolinia density, an infinite multiplication factor equivalent to the infinite multiplication factor 11 of the conventional example shown in FIG. 1 could be realized.
[0063]
In this embodiment, when natural gadolinium is used for the outermost peripheral fuel rod G6, the gadolinia concentration must be 6.0%. In that case, if the thermal conductivity is lowered or the uranium enrichment is lowered to lower the output of the fuel rod, the high burnup is hindered.
[0064]
In the present embodiment, it is obvious that the same effect can be obtained even if a gadolinium element having an increased content of Gd-157 is used for the outermost peripheral fuel rod G6. Further, a gadolinium element not containing Gd-156, Gd-158 and Gd-160 or a gadolinium element having an increased content of Gd-157 may be used for the central fuel rod G5. Further, it is obvious that the present embodiment can be applied to the third, fourth, fifth, or sixth embodiment, and the embodiment obtained by the combination of these embodiments is preferable because each effect can be achieved simultaneously. is there.
[0065]
In each of the first to seventh embodiments, the case where a gadolinium element in which a specific gadolinium isotope having an even mass number is completely removed or a gadolinium element composed only of Gd-157 is used has been described. 7, when Gd-156 is removed using a separation apparatus as shown in FIG. 7, it cannot be completely ionized. Therefore, Gd− that has not been ionized by the gadolinium element recovered from the neutral atom recovery plate 27. A part of 156 is also contained. In addition, when ionizing Gd-157, some of the neutral atoms that are not ionized are adsorbed to the ion recovery electrode plate 25, so that gadolinium elements recovered from the ion recovery electrode plate 25 are other than Gd-157. It will also contain isotopes. However, it is obvious that the present invention can be applied even if such gadolinium element obtained in practice is used, and the corresponding effect can be achieved.
[0066]
【The invention's effect】
As described above, the present invention includes a step of melting and evaporating gadolinium metal, irradiating the evaporated gadolinium vapor with laser light, of A step of ionizing gadolinium-156, a step of adsorbing the ionized gadolinium-156 on an ion recovery electrode plate, and a step of recovering the remaining gadolinium vapor not ionized by the laser beam by a neutral atom recovery plate And a fuel assembly using the element thus obtained. Thus, there is an effect that it is possible to improve the furnace shutdown margin and the deterioration of channel peaking, which are problems of the fuel assembly using the gadolinium element enriched with gadolinium-157.
Further, the present invention provides a fuel assembly for a nuclear reactor containing gadolinium element as a flammable poison, and divides the fuel rods containing the flammable poison into a plurality of groups. Using a gadolinium element whose 157 content is higher than the natural abundance ratio, and making the flammable poison concentration of each group different from each other, a fuel rod containing a low concentration of flammable poison is replaced with a high concentration of flammable poison. It is characterized by being arranged at a position closer to the outermost side in the cross section of the fuel assembly than the contained fuel rod.
Thereby, the reactivity can be improved and the combustion efficiency of the fuel can be increased without deteriorating the furnace stop margin and the thermal margin.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a cross-sectional view of a fuel assembly used in a boiling water reactor.
FIG. 2 is a longitudinal sectional view of a fuel rod of a fuel assembly used in a boiling water reactor.
FIG. 3 is a graph showing a change in combustion at an infinite multiplication factor of a fuel assembly of a conventional example and an embodiment of the present invention.
FIG. 4 is a graph showing the change in the atomic number density of gadolinium isotopes in a conventional fuel assembly using natural gadolinium.
FIG. 5 is a graph showing a change in combustion of neutron absorption rate of gadolinium isotopes in a conventional fuel assembly using natural gadolinium.
FIG. 6 shows an example of a light absorption spectrum of gadolinium isotopes.
FIG. 7 shows an example of a laser device for producing a gadolinium element having a Gd-156 content rate lower than a natural abundance ratio.
FIG. 8 is a cross-sectional view of a fuel assembly according to a third embodiment of the present invention.
FIG. 9 is a gadolinia concentration distribution diagram of a conventional fuel assembly for comparison with the fifth embodiment of the present invention, where (A) is a cross-sectional view of the fuel assembly, and (B) is gadolinia included. The figure which shows the gadolinia concentration distribution of each fuel rod.
FIG. 10 is a cross-sectional view of a fuel assembly according to a seventh embodiment of the present invention.
[Explanation of symbols]
1 Fuel assembly
2 Fuel rod
3 Water rod
4 Channel box
5 Fuel pellets
6 cladding tube
7 Spring
8 Top end plug
9 Bottom end plug
10 Fuel rod with gadolinia
11, 12, 13, 28 Infinite multiplication factor
14 Separation cell
15 Metal vapor generator
16, 26 Neutral vapor flow
17 Photoreaction part
18 Laser system
19 Laser light
20 Laser light for selective excitation
21 Laser light for ionization
22, 23 Laser equipment
24, Ion vapor flow
25 Ion recovery electrode plate
27 Neutral atom recovery plate

Claims

In a method for concentrating gadolinium elements in which the content of an isotope having an odd mass number is increased, a step of melting and evaporating gadolinium metal, irradiating the vapor of gadolinium vapor with a laser beam , A step of ionizing gadolinium-156, a step of adsorbing the ionized gadolinium-156 to an ion recovery electrode plate, and a step of recovering the remaining gadolinium vapor not ionized by the laser beam by a neutral atom recovery plate A method for concentrating gadolinium elements, comprising:

A gadolinium metal vapor generating device that melts and evaporates gadolinium metal, a laser system that generates laser light and irradiates the laser light to ionize gadolinium-156, and an ion recovery electrode plate that adsorbs the ionized gadolinium-156 When, the separation device consists of neutral atoms recovery plate for collecting the vapor of the remaining gadolinium it was not been ionized.

A gadolinium element produced by the concentration method according to claim 1.

A fuel assembly for a nuclear reactor comprising the gadolinium element according to claim 3.

In a fuel assembly for a reactor in which a gadolinium element is contained as a combustible poison in a part of a plurality of fuel rods bundled in a lattice shape, fuel rods containing a combustible poison are divided into a plurality of groups, As these combustible poisons, gadolinium element having a higher content ratio of gadolinium-157 than the natural abundance ratio is used, and the concentrations of combustible poisons in the respective groups are made different from each other to contain low concentrations of combustible poisons. A fuel assembly for a nuclear reactor, wherein the fuel rod is disposed at a position closer to the outermost side in the cross section of the fuel assembly than a fuel rod containing a highly flammable poison.

6. The nuclear fuel assembly according to claim 5, wherein the ratio of the highest concentration to the lowest concentration of the combustible poison concentration in each group is in the range of 1.2 to 1.3.

In a fuel assembly for a nuclear reactor in which a gadolinium element is contained as a combustible poison in a part of a plurality of fuel rods bundled in a lattice shape, the gadolinium element according to claim 3 is at least excluding upper and lower ends. A fuel assembly for a nuclear reactor, which is contained in a lower portion than in an upper portion of the fuel assembly.

In a fuel assembly for a nuclear reactor in which a gadolinium element is contained as a combustible poison in a part of a plurality of fuel rods bundled in a lattice shape, the gadolinium element according to claim 3 is at least excluding upper and lower ends. A fuel assembly for a nuclear reactor, which is contained in a larger amount in an upper portion than in a lower portion of the fuel assembly.

In a fuel assembly for a reactor in which gadolinium element is contained as a combustible poison in a part of a plurality of fuel rods bundled in a lattice shape, a combustible poison arranged at the outermost periphery of the fuel assembly is contained. A fuel assembly for a nuclear reactor, wherein the fuel rod contains the gadolinium element according to claim 3.

In a fuel assembly for a reactor in which a gadolinium element is contained as a combustible poison in a part of a plurality of fuel rods bundled in a lattice shape, the gadolinium element according to claim 3 is used as a first combustible poison. Used, natural gadolinium is used as the second flammable poison, and the concentration of the first flammable poison is equal to or lower than the concentration of the second flammable poison Reactor fuel assembly characterized by

In lower than at least upper and lower ends fuel assembly top, except for gas Doriniumu -155 and a total concentration of high reactor fuel assembly according to claims 4 to 10, characterized in gadolinium -157.

A reactor fuel assembly containing a gadolinium element having a gadolinium-157 content ratio higher than a natural abundance ratio as a combustible poison, or a reactor fuel assembly according to any one of claims 4 to 11 is loaded. The first loaded core of a nuclear reactor.