JP3828690B2 - 沸騰水型原子炉の初装荷炉心及びその燃料交換方法 - Google Patents
沸騰水型原子炉の初装荷炉心及びその燃料交換方法 Download PDFInfo
- Publication number
- JP3828690B2 JP3828690B2 JP27987899A JP27987899A JP3828690B2 JP 3828690 B2 JP3828690 B2 JP 3828690B2 JP 27987899 A JP27987899 A JP 27987899A JP 27987899 A JP27987899 A JP 27987899A JP 3828690 B2 JP3828690 B2 JP 3828690B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- core
- fuel assembly
- enrichment
- loaded
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Fee Related
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Fuel Cell (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の初装荷炉心及びその燃料交換方法に係り、特に、高燃焼度化及び高出力密度化に好適な初装荷炉心及びその燃料交換方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
近年、軽水型原子炉では発電コスト低減のニーズが高まっており、その一環として、初装荷炉心においては燃料経済性向上（核分裂性物質の有効利用→燃料コストの低減）と廃棄物量低減（燃料体取出数低減）が重要な課題となっている。この課題に対応するには、燃料集合体の取出燃焼度を高めること（高燃焼度化）が効果的である。
【０００３】
燃料集合体の取出燃焼度を高めるためには、ウラン濃縮度を高める必要がある。しかし、ウラン濃縮度を高めると、これに起因して冷温時と出力運転時の反応度差が増大し、炉停止余裕が減少する傾向となる。
【０００４】
また、発電コストの低減には現行ＢＷＲでは約５０ｋＷ／リットルである炉心の出力密度を高めること（高出力密度化）も有効であり、欧米では１０％以上の高出力密度化が進められている。
【０００５】
高出力密度化を達成するためには熱的余裕の確保が重要な課題となる。また、高出力密度化すると１サイクル当たりの取出エネルギが大きくなるので、やはりウラン濃縮度を高める必要があり、炉停止余裕の減少傾向がさらに拡大することになる。
【０００６】
高燃焼度化に係わる従来技術として、特開平９−１０５７９２号公報に記載のものがある。この従来技術では、
▲１▼ 高濃縮度燃料集合体３体と低濃縮度燃料集合体１体からなる４体の単位装荷パターンを複数個、炉心の中央付近に設けること；
▲２▼ 低濃縮燃料集合体で制御セルを構成すること；
▲３▼ 高濃縮度燃料集合体のガドリニア入り燃料棒の数が反制御棒側で制御棒側よりも２本以上多くすること；
により、平均濃縮度を高めた炉心の熱的余裕を確保している。
【０００７】
また、特開平５−２４９２７０号公報には、平均濃縮度の異なる３種類の燃料集合体からなる初装荷炉心が提案されている。この従来技術では、高濃縮度燃料集合体を炉心最外周に装荷し、かつこの高濃縮度燃料集合体の未燃焼時の無限増倍率が過大とならないようにガドリニア等の可燃性吸収材を添加することが特徴である。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】
特開平９−１０５７９２号公報に記載の従来技術では、高濃縮度燃料集合体の無限増倍率をガドリニアで低減して低濃縮度燃料集合体とほぼ同等としている。
また、燃料集合体間の中性子エネルギスペクトルの違いによって高濃縮度燃料集合体の低濃縮度燃料集合体に隣接する燃料棒の出力が過大にならないように、低濃縮度燃料集合体に隣接する側にガドリニア燃料棒を多数配置してこの領域の燃料棒出力を抑制している。これらの効果により、現行ＢＷＲの出力密度条件（約５０ｋＷ／リットル）の下では、初装荷炉心で取替炉心とほぼ同等の高燃焼度化が達成可能とされている。
【０００９】
しかしながら、この従来技術では、最外周の燃料集合体は制御セルに装荷される燃料集合体と同等の低濃縮度として、炉心外周部で出力が低下することを許容しており、必ずしも高出力密度化を考慮していない。したがって、１０〜１５％程度の高出力密度化を図る上では熱的余裕を確保するためのさらなる方策が必要である。
【００１０】
特開平５−２４９２７０号公報に記載の従来技術では、高濃縮度燃料集合体の未燃焼時の無限増倍率が過大とならないようにガドリニア等の可燃性吸収材が添加される。添加するガドリニア等の可燃性吸収材の濃度等を適切に設定することで、炉心外周部の出力を高めて炉心半径方向の出力分布を平坦化することができる。しかしながら、この高濃縮度燃料集合体を中性子束分布が傾きを持つ炉心最外周に装荷すると可燃性吸収材の燃焼が不均一となり、燃料集合体内の局所出力分布の平坦化が困難となり、炉心管理が煩雑となる。また、炉心最外周はその外側には中性子束分布がないため、燃焼し難く、かつ炉心最外周に装荷した高濃縮度燃料集合体は燃焼が不均一になるため、余剰反応度にばらつきが生じ、炉心最外周から別の箇所に移動して使用することが難しい。
【００１１】
本発明の目的は、熱的余裕及び炉停止余裕を確保しつつ、高出力密度化と高燃焼度化を同時に実現する沸騰水型原子炉の初装荷炉心及びその燃料交換方法を提供することである。
【００１２】
【課題を解決するための手段】
（１）上記目的を達成するために、本発明は、複数の燃料集合体及びこれら複数の燃料集合体間に配置される複数の制御棒を備え、前記複数の制御棒が運転中に挿入する制御棒とそれ以外の制御棒を有する沸騰水型原子炉の初装荷炉心において、前記複数の燃料集合体は、前記運転中に挿入する制御棒の周囲に装荷する第１の燃料集合体と、炉心最外周に装荷する第２の燃料集合体と、それ以外の領域に装荷する第３の燃料集合体とを含み、前記それ以外の領域には、前記第２の燃料集合体は装荷されておらず、前記第１、第２、第３の燃料集合体は、それぞれの平均ウラン濃縮度が、第１の燃料集合体＜第２の燃料集合体＜第３の燃料集合体の関係になるように構成され、前記第１の燃料集合体及び第２の燃料集合体には可燃性吸収材を添加せず、前記第３の燃料集合体には可燃性吸収材を添加した構成とする。
【００１３】
1)運転中に挿入する制御棒の周囲（制御セル）に装荷する第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を最も低くすることにより、低温状態で制御棒１本を引き抜いたときの実効増倍率が過大となることがなくなり、炉停止余裕が確保される。また、第１の燃料集合体は可燃性吸収材を含まないため、第１の燃料集合体（低濃縮度燃料集合体）の出力が適正なレベルとなり、熱的余裕が確保されると同時に適度に燃焼が進む。
【００１４】
2)制御セル及び炉心最外周を除いた領域に装荷する第３の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を最も高くし、かつ可燃性吸収材を添加した構成とすることにより、第３の燃料集合体（高濃縮度燃料集合体）の無限増倍率を適切に制御でき、他の領域の特性と合わせて、
・炉心半径方向出力分布の平坦化が可能
・炉心の余剰反応度を適正なレベルに保つことが可能
となる。
【００１５】
3-1)炉心最外周に装荷する第２の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度より高くし可燃性吸収材を添加しない構成とすることにより、炉心最外周の中性子漏れが多い領域でも一定の出力を維持でき、その分、炉心の出力密度を高めることができる。また、炉心最外周で一定の出力を維持できるので、炉心半径方向出力分布の一層の平坦化が可能となり、同じ出力密度を達成する場合の最外周以外の炉心内側の領域における熱出力を低減でき、熱的余裕を増大できる。
【００１６】
3-2)また、炉心最外周に装荷する第２の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度より高くし可燃性吸収材を添加しない構成とすることにより、炉心の平均ウラン濃縮度を高めることができ、初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心並み（約４０ＧＷｄ／ｔ）に保ちつつ、出力密度を５１ｋＷ／リットル以上、例えば５５ｋＷ／リットル程度に高めることができる。
【００１７】
3-3)更に、炉心最外周に装荷する第２の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度より高くし可燃性吸収材を添加しない構成とすることにより、炉心最外周での燃焼が均一となり、炉心最外周で燃焼した照射済みの第２の燃料集合体を制御セルに装荷し、この位置で更に燃焼させることができる。このため、濃縮度の高い燃料集合体ほど長期間炉内で燃焼させることになり、炉心平均濃縮度一定の条件で比較すると、取り出し燃焼度を高く取れる。
【００１８】
4)以上により、初装荷炉心において熱的余裕及び炉停止余裕を確保しつつ、高出力密度化と高燃焼度化を同時に実現でき、その結果、初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心並みに保ちつつ、出力密度を高めることができ、単位電気出力当たりのプラント建設費を低減でき、発電コストの低減が可能となる。また、使用済燃料発生量を低減できる。
【００１９】
（２）上記（１）において、好ましくは、前記第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を１．８ｗｔ％以下とする。
【００２０】
制御セルに装荷する第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を１．８ｗｔ％以下とすることにより、現行ＢＷＲの原子炉設置許可申請書において設計基準としている停止余裕１％Δｋ以上が確保される。この点を図６により説明する。
【００２１】
停止余裕は最大価値制御棒１本（または水圧制御ユニットを共有する１組）が全引き抜きの状態での未臨界度と定義される。
【００２２】
本発明によれば、第３の燃料集合体（高濃縮度燃料集合体）が装荷された領域（セル）については、この高濃縮度燃料集合体には可燃性吸収材を添加してあり、制御棒引き抜き時の無限増倍率が１．０程度と小さいため、この領域の制御棒を１本引き抜いても実効増倍率が過大になることはない。
【００２３】
次に、第２の燃料集合体（中濃縮度燃料集合体）については、制御棒引き抜き時の無限増倍率は１．２程度と高くなるが、セルとしては中濃縮度燃料集合体２体と高濃縮度燃料集合体２体で構成される場合が最も制御棒引き抜き時の無限増倍率が高くなり、平均されて約１．１程度となる。しかし、中濃縮度燃料集合体は最外周領域に装荷されることから、中性子漏洩の効果により実効増倍率は過大となることはない。
【００２４】
三番目が制御セルに装荷された第１の燃料集合体（低濃縮度燃料集合体）である。この領域で制御棒１本引き抜いた場合の実効増倍率は、低濃縮度燃料集合体の濃縮度と共に増大する。したがって、停止余裕は低濃縮度燃料集合体の濃縮度が増加するにしたがって低下する傾向にある。
【００２５】
図６は、後述する実施形態（濃縮度約４．４ｗｔ％の高濃縮度燃料集合体と濃縮度約２．４ｗｔ％の中濃縮度燃料集合体と濃縮度約１．７ｗｔ％の低濃縮度燃料集合体が、図１に示す装荷パターンにしたがって装荷された炉心）において、低濃縮度燃料集合体の濃縮度のみを変化させた場合の停止余裕の解析結果を示すものである。現行ＢＷＲの原子炉設置許可申請書において設計基準としている停止余裕は１％△ｋ以上であり、図６に示すように、低濃縮度燃料集合体の濃縮度を１．８ｗ％以下とすることにより停止余裕１％Δｋ以上が確保される。
【００２６】
（３）また、上記（１）又は（２）において、好ましくは、前記第２の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を２．５ｗｔ％以下とする。
【００２７】
炉心最外周に装荷する第２の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を制御セルに装荷される第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度よりも高く（１．８ｗ％以上）、かつ２．５ｗｔ％以下で可燃性吸収材を添加しない構成とすることにより、上記（１）で述べたように炉心最外周の中性子漏れが多い領域でも一定の出力を維持でき、更に燃料貯蔵設備の未臨界性の確保に特別な配慮を必要としなくなる。この点を図７により説明する。
【００２８】
図７は、燃料集合体の平均ウラン濃縮度と無限増倍率との関係を示す特性図である。
【００２９】
炉心最外周に装荷する第２の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を制御セルに装荷される第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度よりも高く（１．８ｗ％以上）、かつ２．５ｗｔ％以下で可燃性吸収材を添加しない構成とすることにより、図７に示すように第２の燃料集合体の無限増倍率は１．２〜１．３となり、上記（１）で述べたように炉心最外周の中性子漏れが多い領域でも一定の出力を維持できる。また、第２の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を２．５ｗｔ％以下とすることにより、図７に示すように従来の燃料集合体の無限増倍率の最大値（１．３）と同等以下の無限増倍率に抑えられ、燃料貯蔵設備の未臨界性の確保に特別な配慮を必要としない。
【００３０】
（４）更に、上記（１）〜（３）のいずれかにおいて、好ましくは、前記第１、第２、第３の燃料集合体で構成される炉心の平均ウラン濃縮度を３．６ｗｔ％以上とする。
【００３１】
このように炉心の平均ウラン濃縮度（炉心に装荷された全燃料集合体の平均ウラン濃縮度）を３．６wt％以上とすることにより、出力密度を５１ｋＷ以上とした場合でも初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心とほぼ同等に高めることが可能となる。
【００３２】
（５）また、上記（１）〜（４）のいずれかにおいて、好ましくは、前記第１、第２、第３の燃料集合体で構成される炉心の定格出力運転時の出力密度を５１ｋＷ／リットル以上とする。
【００３３】
これにより初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心並みに保ちつつ、従来よりも出力密度を高めることができ、上記（１）で述べたように単位電気出力当たりのプラント建設費を低減でき、発電コストの低減が可能となる。
【００３４】
（６）また、上記（１）〜（５）のいずれかにおいて、好ましくは、前記第３の燃料集合体をウラン濃縮度が同等で可燃性吸収材を添加した燃料棒の濃度または本数が異なる複数種類の燃料集合体とする。
【００３５】
このように第３の燃料集合体を複数種類で構成することにより、熱的余裕が小さくなりやすい位置には可燃性吸収材の濃度が高い燃料棒を有する燃料集合体あるいは可燃性吸収材を添加した燃料棒の多い燃料集合体を装荷し、熱的に厳しい条件とならない位置には可燃性吸収材の濃度が低い燃料棒を有する燃料集合体あるいは可燃性吸収材を添加した燃料棒の少ない燃料集合体を装荷することにより、炉心全体として熱的余裕の更なる増大が可能となる。
【００３６】
（７）更に、上記（１）〜（６）のいずれかの沸騰水型原子炉の初装荷炉心の燃料交換方法において、好ましくは、最初の燃料交換時に前記第１の燃料集合体を炉外に取り出し、前記第１の燃料集合体が装荷されていた運転中に挿入される制御棒の周囲には照射済の前記第２の燃料集合体を移設し、前記第２の燃料集合体が装荷されていた炉心最外周には照射済の前記第３の燃料集合体を移設し、前記それ以外の領域に未照射の第４の燃料集合体を新たに装荷する。
【００３７】
このような燃料交換方法とすることにより、濃縮度の高い燃料集合体ほど長期間炉内で燃焼されるため、炉心平均濃縮度一定の条件で比較すると取出燃焼度を高くとれる。また、低濃縮度の第１の燃料集合体及び中濃縮度の第２の燃料集合体は、少なくとも１サイクルは炉心外周以外の比較的出力が高くなる領域（制御セル）で燃焼されるので、濃縮度が低い燃料集合体の燃焼度が高くなる。
【００３８】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施の形態を図面を用いて説明する。
【００３９】
まず、本発明の第１の実施形態を図１〜図７により説明する。
【００４０】
図１は、電気出力１５０万ｋＷ級（出力密度約５５ｋＷ／リットル）の沸騰水型原子炉の初装荷炉心の燃料装荷パターン（全炉心の１／４のみ）を示している。図１において、炉心には運転中に挿入される制御棒５１ａ（図３参照）の周囲に形成される制御セル１１と、炉心最外周２１と、それ以外の領域３１とがあり、制御セル１１に低濃縮度燃料集合体７が１４８体、炉心最外周２１に中濃縮度燃料集合体８が９２体、それ以外の領域３１に高濃縮度燃料集合体９が６３２体、それぞれ装荷されている。
【００４１】
低濃縮度燃料集合体７の平均ウラン濃縮度は約１．７ｗｔ％で、ガドリニアは添加していない。中濃縮度燃料集合体８の平均ウラン濃縮度は約２．４ｗｔ％で、ガドリニアは添加していない。高濃縮度燃料集合体９の平均ウラン濃縮度は約４．４ｗｔ％で、ガドリニアを添加している。
【００４２】
燃料集合体７，８，９は、図２に示すように、多数の燃料棒４を有し、燃料棒４の上部を上部タイプレート５ａ、下部を下部タイプレート５ｂ、中間部はスペーサ５ｃでそれぞれ支持して束ねている。中央付近には２本の太径ウォータロッド５２（図３〜図５参照）を配置し、外周をジルカロイ製のチャンネルボックス５３で覆って構成されている。
【００４３】
燃料集合体７，８，９の詳細な濃縮度分布を図３、図４及び図５により説明する。
【００４４】
図３において、５１ａは運転中に炉心に挿入され制御セル１１を構成する制御棒であり、燃料集合体７はこの制御棒５１ａに隣接して位置している。燃料集合体７はタイプ１，２，３，Ｐの４種類の燃料棒５を有し、これら燃料棒５を１０×１０の正方格子状に配列して構成されている。タイプ１，２，３は上下端１ノードの天然ウラン部分を除いた部分のウラン濃縮度が異なる通常燃料棒であり、可燃性吸収材（ガドリニア）は添加されていない。タイプＰは部分長燃料棒である。部分長燃料棒Ｐは、通常燃料棒に比べ燃料有効長（燃料ペレットが充填されている部分の長さ）が約１４／２４と短くなっており、運転中に減速材ボイド率が高くなる炉心上部における二相流部の圧力損失低減に寄与する。タイプ１，２，３，Ｐの４種類の燃料棒５はそれぞれ図示のようなウラン濃縮度を有し、燃料集合体７の平均濃縮度は約１．７ｗｔ％になっている。
【００４５】
図４において、５１ｂは運転中に炉心に挿入しない制御棒であり、燃料集合体８は炉心最外周２１においてこの制御棒５１ｂに隣接して位置している。燃料集合体８はタイプ１，２，３，４，Ｐの５種類の燃料棒５を有し、これら燃料棒５を１０×１０の正方格子状に配列して構成されている。タイプ１，２，３，４は上下端１ノードの天然ウラン部分を除いた部分のウラン濃縮度が異なる通常燃料棒であり、可燃性吸収材（ガドリニア）は添加されていない。タイプＰは部分長燃料棒である。タイプ１，２，３，４，Ｐの５種類の燃料棒５はそれぞれ図示のようなウラン濃縮度を有し、燃料集合体８の平均濃縮度は約２．４ｗｔ％になっている。
【００４６】
図５において、燃料集合体９は制御セル１１と炉心最外周２１以外の領域３１で運転中に炉心に挿入しない制御棒５１ｂの周囲に位置している。燃料集合体９はタイプ１，２，３，４，Ｐ，Ｇ１，Ｇ２の７種類の燃料棒５を有し、これら燃料棒５を１０×１０の正方格子状に配列して構成されている。タイプ１，２，３，４は上下端１ノードの天然ウラン部分を除いた部分のウラン濃縮度が異なる通常燃料棒であり、可燃性吸収材（ガドリニア）は添加されていない。タイプＰは部分長燃料棒である。また、タイプＧ１，Ｇ２は可燃性吸収材としてガドリニアを添加した燃料棒であり、Ｇ１とＧ２ではガドリニアの濃度及び分布が異なる。数字が小さいほど平均ガドリニア濃度が高い。つまり、ガドリニアの濃度はＧ１＞Ｇ２である。ここで、ガドリニアを添加した燃料棒Ｇ１，Ｇ２を制御棒５１ｂと反対側の領域に集中して配置している点は、従来技術と同じである。タイプ１，２，３，４，Ｐ，Ｇ１，Ｇ２の７種類の燃料棒５はそれぞれ図示のようなウラン濃縮度を有し、燃料集合体８の平均濃縮度は約４．４ｗｔ％になっている。
【００４７】
炉心に装荷される燃料集合体７，８，９の平均濃縮度にそれぞれの集合体本数を乗じてそれらの和を取り、それを総集合体本数で割った炉心の平均濃縮度は、約３．７ｗｔ％である。これにより上記のように出力密度約５５ｋＷ／リットルと高出力密度化しつつ従来技術並みの高燃焼度化が可能な濃縮度が確保される。
【００４８】
以上のように構成した本実施形態においては、低濃縮度燃料集合体７を平均ウラン濃縮度が約１．７ｗｔ％で、ガドリニアを添加しない構成とし、中濃縮度燃料集合体８を平均ウラン濃縮度が約２．４ｗｔ％で、ガドリニアを添加しない構成とし、高濃縮度燃料集合体９を平均ウラン濃縮度が約４．４ｗｔ％で、ガドリニアを添加した構成とすることにより、また、これら燃料集合体７，８，９で構成される炉心の平均濃縮度を約３．７ｗｔ％とし、炉心の出力密度を約５５ｋＷ／リットルと高出力密度化することにより、次の作用効果が得られる。
【００４９】
制御セル１１に装荷する低濃縮度燃料集合体７の平均ウラン濃縮度を最も低くすることにより、「課題を解決するための手段」の（１）項の1)で述べたように低温状態で制御棒１本を引き抜いたとこの実効増倍率が過大となることがなくなり、炉停止余裕が確保される。特に低濃縮度燃料集合体７の平均ウラン濃縮度を１．８ｗｔ％以下の約１．７ｗｔ％とすることにより、同（２）項で図６を用いて説明した如く、現行ＢＷＲの原子炉設置許可申請書において設計基準としている停止余裕１％Δｋ以上が確保される。また、低濃縮度燃料集合体７は可燃性吸収材（ガドリニア）を含まないため、低濃縮度燃料集合体の出力が適正なレベルとなり、熱的余裕が確保されると同時に適度に燃焼が進む。
【００５０】
制御セル１１及び炉心最外周２１を除いた領域３１に装荷する高濃縮度燃料集合体９の平均ウラン濃縮度を約４．４ｗｔ％と最も高くし、かつ可燃性吸収材（ガドリニア）を添加した構成とすることにより、同（１）項の2)で説明したように高濃縮度燃料集合体９の無限増倍率を適切に制御でき、他の領域の特性と合わせて、炉心半径方向出力分布の平坦化が可能となり、かつ炉心の余剰反応度を適正なレベルに保つことが可能となる。
【００５１】
炉心最外周２１に装荷する中濃縮度燃料集合体８の平均ウラン濃縮度を低濃縮度燃料集合体７の平均ウラン濃縮度より高い、１．８ｗ％以上でかつ２．５ｗｔ％以下の２．４ｗｔ％としかつ可燃性吸収材（ガドリニア）を添加しない構成とすることにより、同（１）項の3-1)で説明し更に同（３）項で図７を用いて説明したように、中濃縮度燃料集合体８の無限増倍率は１．２〜１．３となり、炉心最外周２１の中性子漏れが多い領域でも一定の出力を維持でき、その分、炉心の出力密度を高めることができる。また、炉心最外周２１で一定の出力を維持できるので、炉心半径方向出力分布の一層の平坦化が可能となり、同じ出力密度を達成する場合の最外周２１以外の炉心内側の領域における熱出力を低減でき、熱的余裕を増大できる。更に、中濃縮度燃料集合体８の平均ウラン濃縮度を２．５ｗｔ％以下とすることにより、図７に示すように従来の燃料集合体の無限増倍率の最大値（１．３）と同等以下の無限増倍率に抑えられ、燃料貯蔵設備の未臨界性の確保に特別な配慮を必要としない。
【００５２】
また、炉心最外周２１に装荷する中濃縮度燃料集合体８の平均ウラン濃縮度を低濃縮度燃料集合体７の平均ウラン濃縮度より高くすることにより、同（１）項の3-2)で述べたように炉心の平均ウラン濃縮度を高めることができ、初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心並み（約４０ＧＷｄ／ｔ）に保ちつつ、出力密度を５１ｋＷ／リットル以上の５５ｋＷ／リットル程度に高めることができる。
【００５３】
更に、炉心最外周２１に装荷する中濃縮度燃料集合体８の平均ウラン濃縮度を低濃縮度燃料集合体７の平均ウラン濃縮度より高くしかつ可燃性吸収材を添加しない構成とすることにより、炉心最外周２１での燃焼が均一となり、炉心最外周２１で燃焼した照射済みの中濃縮度燃料集合体８を制御セル１１に装荷し、この位置で更に燃焼させることができる（後述）。このため、濃縮度の高い燃料集合体ほど長期間炉内で燃焼させることになり、炉心平均濃縮度一定の条件で比較すると、取り出し燃焼度を高く取れる。
【００５４】
そして、上記の燃料集合体７，８，９で構成される炉心の平均ウラン濃縮度を３．６ｗｔ％以上とすることにより、同（４）項で述べたように、炉心の出力密度を５１ｋＷ以上とした場合でも初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心とほぼ同等に高めることが可能となる。また、燃料集合体７，８，９で構成される炉心の定格出力運転時の出力密度を５１ｋＷ／リットル以上とすることにより、同（５）項で述べたように、初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心並みに保ちつつ、従来よりも出力密度を高めることができ、単位電気出力当たりのプラント建設費を低減でき、発電コストの低減が可能となる。
【００５５】
以上により本実施形態によれば、初装荷炉心において熱的余裕及び炉停止余裕を確保しつつ、高出力密度化と高燃焼度化を同時に実現でき、その結果、初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心並みに保ちつつ、出力密度を高めることができ、単位電気出力当たりのプラント建設費を低減でき、発電コストの低減が可能となる。また、使用済燃料発生量を低減できる。
【００５６】
次に、図１と図８及び図９を用いて、本発明の燃料交換方法の実施形態について説明する。
【００５７】
図８は、図１の初装荷炉心が１乃至２運転サイクルを終了した後の燃料交換方法を示しており、図１で制御セル１１に装荷されていた低濃縮度燃料集合体７は炉外に取出される。図８の移行炉心では図１の初装荷炉心に比べて制御セル１１の数を減らしており、この制御セル１１に、図１で炉心最外周２１に装荷されていた中濃縮度燃料８が装荷される。図示の例では、全炉心の１／４で見て、図８の移行炉心の制御セル１１に装荷される燃料集合体は全部で２５体であるのに対して、図１の初装荷炉心で最外周２１に装荷されていた燃料集合体８は全部で２３体であり、その不足分の２体は、図１で領域３１に装荷されていた高濃縮度燃料９のうち炉心中央部領域に位置する最も燃焼の進んだものから選択され、制御セル１１に装荷される。
【００５８】
また、図１の高濃縮度燃料集合体９のうちの一部は炉心最外周２１に移動される。高濃縮度燃料集合体９の一部としては、図１で領域３１に装荷されていた高濃縮度燃料９のうち、図１で炉心最外周２１に装荷されていた中濃縮度燃料８と無限増倍率が比較的近いものを選択する。図８の領域３１には残りの高濃縮度燃料集合体９と未照射の取替燃料集合体６が装荷される。取替燃料集合体６の平均濃縮度は約４．４ｗｔ％で、図５に示した高濃縮度燃料集合体９と同一の燃焼度分布としている。
【００５９】
図９は、図８の炉心から更に１運転サイクルを終了した後の燃料交換方法を示しており、制御セル１１に装荷されていた中濃縮度燃料集合体８及び高濃縮度燃料集合体９の一部が取出される。制御セル１１には高濃縮度燃料集合体９の一部が装荷され、かつ新たに取替燃料集合体６が装荷される。
【００６０】
このような燃料交換方法とすることにより、濃縮度の高い燃料集合体９ほど長期間炉内で燃焼されるため、炉心平均濃縮度一定の条件で比較すると取出燃焼度を高くとれる。また、低濃縮度燃料集合体７及び中濃縮度燃料集合体８は、少なくとも１サイクルは炉心外周以外の比較的出力が高くなる領域、つまり制御セル１１で燃焼されるので、濃縮度が低い燃料集合体の燃焼度が高くなる。
【００６１】
本発明の第２の実施形態による初装荷炉心を図１０〜図１２により説明する。上記実施形態では、高濃縮度燃料集合体９を１種類としたが、本実施形態は平均ウラン濃縮度がほぼ同等でガドリニア濃度やガドリニアを含む燃料棒の本数が異なる複数種類を使用したものである。
【００６２】
第１の実施形態おいて、高濃縮度燃料燃料集合体９として図５に示すものに代えて、図１０及び図１１に示すように二種類の高濃縮度燃料燃料集合体９１，９２を使用する実施形態が考えられる。ここで、図１０及び図１１に示す高濃縮度燃料集合体９１，９２は、平均濃縮度がいずれも図５のものと同じ約４．４ｗｔ％であり、ガドリニアを添加したタイプＧ１，Ｇ２の燃料棒の本数がそれぞれ２０本、１６本と図５の１８本と異なっている。
【００６３】
ガドリニアを添加した燃料棒の本数が多いほど、無限増倍率が減少し、燃料集合体出力が低下するため、当該燃料集合体の熱的余裕が大きくなる傾向がある。そこで、図１２に示す装荷パターン例のように、濃縮度の低い制御セル１１から熱中性子が流入して制御セル１１に面した高濃縮度燃料集合体の燃料棒で熱的余裕が小さくなりやすい位置（制御セル１１に隣接する位置）には図１０に示すようなガドリニア燃料棒本数の多い燃料集合体９１を装荷し、熱的に厳しい条件とならない位置（上記以外の位置）にはガドリニア燃料棒本数の少ない燃料集合体９２を装荷することにより、炉心全体として熱的余裕の増大が可能となる。
【００６４】
なお、初期にガドリニア添加燃料棒の本数が異なっても、ガドリニアが燃焼した後は同等の特性となるので、本発明の燃料交換方法においては上記のガドリニア添加燃料棒本数の違いは無視して、高濃縮度燃料集合体として一括し扱うことができる。
【００６５】
【発明の効果】
本発明によれば、初装荷炉心において熱的余裕及び炉停止余裕を確保しつつ、高出力密度化と高燃焼度化を同時に実現でき、その結果、初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心並みに保ちつつ、出力密度を高めることができ、単位電気出力当たりのプラント建設費を低減でき、発電コストの低減が可能となる。また、使用済燃料発生量を低減できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第１の実施形態による沸騰水型原子炉の初装荷炉心の燃料装荷パターンを示す図（全炉心の１／４）である。
【図２】図１に示した第１の実施形態の初装荷炉心における燃料集合体の構造図である。
【図３】図１に示した第１の実施形態の初装荷炉心における低濃縮度燃料集合体の濃縮度分布図である。
【図４】図１に示した第１の実施形態の初装荷炉心における中濃縮度燃料集合体の濃縮度分布図である。
【図５】図１に示した第１の実施形態の初装荷炉心における高濃縮度燃料集合体の濃縮度分布図である。
【図６】本発明の作用を示す制御セルに装荷した燃料集合体の平均濃縮度と炉停止余裕の関係特性図である。
【図７】本発明の作用を示す燃料集合体の平均濃縮度と無限増倍率の関係特性図である。
【図８】本発明の燃料交換方法の実施形態を説明する燃料装荷パターンを示す図（全炉心の１／４）である。
【図９】同じく燃料交換方法の実施形態を説明する燃料装荷パターンを示す図（全炉心の１／４）である。
【図１０】本発明の第２実施形態による沸騰水型原子炉の初装荷炉心における２種類の高濃縮度燃料集合体のうちの一方のものの濃縮度分布図である。
【図１１】同じく第２実施形態による沸騰水型原子炉の初装荷炉心における２種類の高濃縮度燃料集合体のうちの他方のものの濃縮度分布図である。
【図１２】図１０及び図１１に示した第２実施形態による初装荷炉心の燃料装荷パターンを示す図（全炉心の１／４）である。
【符号の説明】
４ 燃料棒
５ａ 上部タイプレート
５ｂ 下部タイプレート
５ｃ スペーサ
６ 取替燃料集合体
７ 低濃縮度燃料集合体（第１の燃料集合体）
８ 中濃縮度燃料集合体（第２の燃料集合体）
９ 高濃縮度燃料集合体（第３の燃料集合体）
１１ 制御セル
２１ 炉心最外周
３１ それ以外の領域
５１ａ 制御棒（運転中に挿入する制御棒）
５１ｂ 制御棒（運転中に挿入しない制御棒）
５２ ウォータロッド
５３ チャンネルボックス
９１，９２ 高濃縮度燃料集合体（第３の燃料集合体）
Ｇ１，Ｇ２ ガドリニア入り燃料棒
Ｐ 部分長燃料棒
【発明の属する技術分野】
本発明は沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の初装荷炉心及びその燃料交換方法に係り、特に、高燃焼度化及び高出力密度化に好適な初装荷炉心及びその燃料交換方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
近年、軽水型原子炉では発電コスト低減のニーズが高まっており、その一環として、初装荷炉心においては燃料経済性向上（核分裂性物質の有効利用→燃料コストの低減）と廃棄物量低減（燃料体取出数低減）が重要な課題となっている。この課題に対応するには、燃料集合体の取出燃焼度を高めること（高燃焼度化）が効果的である。
【０００３】
燃料集合体の取出燃焼度を高めるためには、ウラン濃縮度を高める必要がある。しかし、ウラン濃縮度を高めると、これに起因して冷温時と出力運転時の反応度差が増大し、炉停止余裕が減少する傾向となる。
【０００４】
また、発電コストの低減には現行ＢＷＲでは約５０ｋＷ／リットルである炉心の出力密度を高めること（高出力密度化）も有効であり、欧米では１０％以上の高出力密度化が進められている。
【０００５】
高出力密度化を達成するためには熱的余裕の確保が重要な課題となる。また、高出力密度化すると１サイクル当たりの取出エネルギが大きくなるので、やはりウラン濃縮度を高める必要があり、炉停止余裕の減少傾向がさらに拡大することになる。
【０００６】
高燃焼度化に係わる従来技術として、特開平９−１０５７９２号公報に記載のものがある。この従来技術では、
▲１▼ 高濃縮度燃料集合体３体と低濃縮度燃料集合体１体からなる４体の単位装荷パターンを複数個、炉心の中央付近に設けること；
▲２▼ 低濃縮燃料集合体で制御セルを構成すること；
▲３▼ 高濃縮度燃料集合体のガドリニア入り燃料棒の数が反制御棒側で制御棒側よりも２本以上多くすること；
により、平均濃縮度を高めた炉心の熱的余裕を確保している。
【０００７】
また、特開平５−２４９２７０号公報には、平均濃縮度の異なる３種類の燃料集合体からなる初装荷炉心が提案されている。この従来技術では、高濃縮度燃料集合体を炉心最外周に装荷し、かつこの高濃縮度燃料集合体の未燃焼時の無限増倍率が過大とならないようにガドリニア等の可燃性吸収材を添加することが特徴である。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】
特開平９−１０５７９２号公報に記載の従来技術では、高濃縮度燃料集合体の無限増倍率をガドリニアで低減して低濃縮度燃料集合体とほぼ同等としている。
また、燃料集合体間の中性子エネルギスペクトルの違いによって高濃縮度燃料集合体の低濃縮度燃料集合体に隣接する燃料棒の出力が過大にならないように、低濃縮度燃料集合体に隣接する側にガドリニア燃料棒を多数配置してこの領域の燃料棒出力を抑制している。これらの効果により、現行ＢＷＲの出力密度条件（約５０ｋＷ／リットル）の下では、初装荷炉心で取替炉心とほぼ同等の高燃焼度化が達成可能とされている。
【０００９】
しかしながら、この従来技術では、最外周の燃料集合体は制御セルに装荷される燃料集合体と同等の低濃縮度として、炉心外周部で出力が低下することを許容しており、必ずしも高出力密度化を考慮していない。したがって、１０〜１５％程度の高出力密度化を図る上では熱的余裕を確保するためのさらなる方策が必要である。
【００１０】
特開平５−２４９２７０号公報に記載の従来技術では、高濃縮度燃料集合体の未燃焼時の無限増倍率が過大とならないようにガドリニア等の可燃性吸収材が添加される。添加するガドリニア等の可燃性吸収材の濃度等を適切に設定することで、炉心外周部の出力を高めて炉心半径方向の出力分布を平坦化することができる。しかしながら、この高濃縮度燃料集合体を中性子束分布が傾きを持つ炉心最外周に装荷すると可燃性吸収材の燃焼が不均一となり、燃料集合体内の局所出力分布の平坦化が困難となり、炉心管理が煩雑となる。また、炉心最外周はその外側には中性子束分布がないため、燃焼し難く、かつ炉心最外周に装荷した高濃縮度燃料集合体は燃焼が不均一になるため、余剰反応度にばらつきが生じ、炉心最外周から別の箇所に移動して使用することが難しい。
【００１１】
本発明の目的は、熱的余裕及び炉停止余裕を確保しつつ、高出力密度化と高燃焼度化を同時に実現する沸騰水型原子炉の初装荷炉心及びその燃料交換方法を提供することである。
【００１２】
【課題を解決するための手段】
（１）上記目的を達成するために、本発明は、複数の燃料集合体及びこれら複数の燃料集合体間に配置される複数の制御棒を備え、前記複数の制御棒が運転中に挿入する制御棒とそれ以外の制御棒を有する沸騰水型原子炉の初装荷炉心において、前記複数の燃料集合体は、前記運転中に挿入する制御棒の周囲に装荷する第１の燃料集合体と、炉心最外周に装荷する第２の燃料集合体と、それ以外の領域に装荷する第３の燃料集合体とを含み、前記それ以外の領域には、前記第２の燃料集合体は装荷されておらず、前記第１、第２、第３の燃料集合体は、それぞれの平均ウラン濃縮度が、第１の燃料集合体＜第２の燃料集合体＜第３の燃料集合体の関係になるように構成され、前記第１の燃料集合体及び第２の燃料集合体には可燃性吸収材を添加せず、前記第３の燃料集合体には可燃性吸収材を添加した構成とする。
【００１３】
1)運転中に挿入する制御棒の周囲（制御セル）に装荷する第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を最も低くすることにより、低温状態で制御棒１本を引き抜いたときの実効増倍率が過大となることがなくなり、炉停止余裕が確保される。また、第１の燃料集合体は可燃性吸収材を含まないため、第１の燃料集合体（低濃縮度燃料集合体）の出力が適正なレベルとなり、熱的余裕が確保されると同時に適度に燃焼が進む。
【００１４】
2)制御セル及び炉心最外周を除いた領域に装荷する第３の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を最も高くし、かつ可燃性吸収材を添加した構成とすることにより、第３の燃料集合体（高濃縮度燃料集合体）の無限増倍率を適切に制御でき、他の領域の特性と合わせて、
・炉心半径方向出力分布の平坦化が可能
・炉心の余剰反応度を適正なレベルに保つことが可能
となる。
【００１５】
3-1)炉心最外周に装荷する第２の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度より高くし可燃性吸収材を添加しない構成とすることにより、炉心最外周の中性子漏れが多い領域でも一定の出力を維持でき、その分、炉心の出力密度を高めることができる。また、炉心最外周で一定の出力を維持できるので、炉心半径方向出力分布の一層の平坦化が可能となり、同じ出力密度を達成する場合の最外周以外の炉心内側の領域における熱出力を低減でき、熱的余裕を増大できる。
【００１６】
3-2)また、炉心最外周に装荷する第２の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度より高くし可燃性吸収材を添加しない構成とすることにより、炉心の平均ウラン濃縮度を高めることができ、初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心並み（約４０ＧＷｄ／ｔ）に保ちつつ、出力密度を５１ｋＷ／リットル以上、例えば５５ｋＷ／リットル程度に高めることができる。
【００１７】
3-3)更に、炉心最外周に装荷する第２の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度より高くし可燃性吸収材を添加しない構成とすることにより、炉心最外周での燃焼が均一となり、炉心最外周で燃焼した照射済みの第２の燃料集合体を制御セルに装荷し、この位置で更に燃焼させることができる。このため、濃縮度の高い燃料集合体ほど長期間炉内で燃焼させることになり、炉心平均濃縮度一定の条件で比較すると、取り出し燃焼度を高く取れる。
【００１８】
4)以上により、初装荷炉心において熱的余裕及び炉停止余裕を確保しつつ、高出力密度化と高燃焼度化を同時に実現でき、その結果、初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心並みに保ちつつ、出力密度を高めることができ、単位電気出力当たりのプラント建設費を低減でき、発電コストの低減が可能となる。また、使用済燃料発生量を低減できる。
【００１９】
（２）上記（１）において、好ましくは、前記第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を１．８ｗｔ％以下とする。
【００２０】
制御セルに装荷する第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を１．８ｗｔ％以下とすることにより、現行ＢＷＲの原子炉設置許可申請書において設計基準としている停止余裕１％Δｋ以上が確保される。この点を図６により説明する。
【００２１】
停止余裕は最大価値制御棒１本（または水圧制御ユニットを共有する１組）が全引き抜きの状態での未臨界度と定義される。
【００２２】
本発明によれば、第３の燃料集合体（高濃縮度燃料集合体）が装荷された領域（セル）については、この高濃縮度燃料集合体には可燃性吸収材を添加してあり、制御棒引き抜き時の無限増倍率が１．０程度と小さいため、この領域の制御棒を１本引き抜いても実効増倍率が過大になることはない。
【００２３】
次に、第２の燃料集合体（中濃縮度燃料集合体）については、制御棒引き抜き時の無限増倍率は１．２程度と高くなるが、セルとしては中濃縮度燃料集合体２体と高濃縮度燃料集合体２体で構成される場合が最も制御棒引き抜き時の無限増倍率が高くなり、平均されて約１．１程度となる。しかし、中濃縮度燃料集合体は最外周領域に装荷されることから、中性子漏洩の効果により実効増倍率は過大となることはない。
【００２４】
三番目が制御セルに装荷された第１の燃料集合体（低濃縮度燃料集合体）である。この領域で制御棒１本引き抜いた場合の実効増倍率は、低濃縮度燃料集合体の濃縮度と共に増大する。したがって、停止余裕は低濃縮度燃料集合体の濃縮度が増加するにしたがって低下する傾向にある。
【００２５】
図６は、後述する実施形態（濃縮度約４．４ｗｔ％の高濃縮度燃料集合体と濃縮度約２．４ｗｔ％の中濃縮度燃料集合体と濃縮度約１．７ｗｔ％の低濃縮度燃料集合体が、図１に示す装荷パターンにしたがって装荷された炉心）において、低濃縮度燃料集合体の濃縮度のみを変化させた場合の停止余裕の解析結果を示すものである。現行ＢＷＲの原子炉設置許可申請書において設計基準としている停止余裕は１％△ｋ以上であり、図６に示すように、低濃縮度燃料集合体の濃縮度を１．８ｗ％以下とすることにより停止余裕１％Δｋ以上が確保される。
【００２６】
（３）また、上記（１）又は（２）において、好ましくは、前記第２の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を２．５ｗｔ％以下とする。
【００２７】
炉心最外周に装荷する第２の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を制御セルに装荷される第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度よりも高く（１．８ｗ％以上）、かつ２．５ｗｔ％以下で可燃性吸収材を添加しない構成とすることにより、上記（１）で述べたように炉心最外周の中性子漏れが多い領域でも一定の出力を維持でき、更に燃料貯蔵設備の未臨界性の確保に特別な配慮を必要としなくなる。この点を図７により説明する。
【００２８】
図７は、燃料集合体の平均ウラン濃縮度と無限増倍率との関係を示す特性図である。
【００２９】
炉心最外周に装荷する第２の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を制御セルに装荷される第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度よりも高く（１．８ｗ％以上）、かつ２．５ｗｔ％以下で可燃性吸収材を添加しない構成とすることにより、図７に示すように第２の燃料集合体の無限増倍率は１．２〜１．３となり、上記（１）で述べたように炉心最外周の中性子漏れが多い領域でも一定の出力を維持できる。また、第２の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を２．５ｗｔ％以下とすることにより、図７に示すように従来の燃料集合体の無限増倍率の最大値（１．３）と同等以下の無限増倍率に抑えられ、燃料貯蔵設備の未臨界性の確保に特別な配慮を必要としない。
【００３０】
（４）更に、上記（１）〜（３）のいずれかにおいて、好ましくは、前記第１、第２、第３の燃料集合体で構成される炉心の平均ウラン濃縮度を３．６ｗｔ％以上とする。
【００３１】
このように炉心の平均ウラン濃縮度（炉心に装荷された全燃料集合体の平均ウラン濃縮度）を３．６wt％以上とすることにより、出力密度を５１ｋＷ以上とした場合でも初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心とほぼ同等に高めることが可能となる。
【００３２】
（５）また、上記（１）〜（４）のいずれかにおいて、好ましくは、前記第１、第２、第３の燃料集合体で構成される炉心の定格出力運転時の出力密度を５１ｋＷ／リットル以上とする。
【００３３】
これにより初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心並みに保ちつつ、従来よりも出力密度を高めることができ、上記（１）で述べたように単位電気出力当たりのプラント建設費を低減でき、発電コストの低減が可能となる。
【００３４】
（６）また、上記（１）〜（５）のいずれかにおいて、好ましくは、前記第３の燃料集合体をウラン濃縮度が同等で可燃性吸収材を添加した燃料棒の濃度または本数が異なる複数種類の燃料集合体とする。
【００３５】
このように第３の燃料集合体を複数種類で構成することにより、熱的余裕が小さくなりやすい位置には可燃性吸収材の濃度が高い燃料棒を有する燃料集合体あるいは可燃性吸収材を添加した燃料棒の多い燃料集合体を装荷し、熱的に厳しい条件とならない位置には可燃性吸収材の濃度が低い燃料棒を有する燃料集合体あるいは可燃性吸収材を添加した燃料棒の少ない燃料集合体を装荷することにより、炉心全体として熱的余裕の更なる増大が可能となる。
【００３６】
（７）更に、上記（１）〜（６）のいずれかの沸騰水型原子炉の初装荷炉心の燃料交換方法において、好ましくは、最初の燃料交換時に前記第１の燃料集合体を炉外に取り出し、前記第１の燃料集合体が装荷されていた運転中に挿入される制御棒の周囲には照射済の前記第２の燃料集合体を移設し、前記第２の燃料集合体が装荷されていた炉心最外周には照射済の前記第３の燃料集合体を移設し、前記それ以外の領域に未照射の第４の燃料集合体を新たに装荷する。
【００３７】
このような燃料交換方法とすることにより、濃縮度の高い燃料集合体ほど長期間炉内で燃焼されるため、炉心平均濃縮度一定の条件で比較すると取出燃焼度を高くとれる。また、低濃縮度の第１の燃料集合体及び中濃縮度の第２の燃料集合体は、少なくとも１サイクルは炉心外周以外の比較的出力が高くなる領域（制御セル）で燃焼されるので、濃縮度が低い燃料集合体の燃焼度が高くなる。
【００３８】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施の形態を図面を用いて説明する。
【００３９】
まず、本発明の第１の実施形態を図１〜図７により説明する。
【００４０】
図１は、電気出力１５０万ｋＷ級（出力密度約５５ｋＷ／リットル）の沸騰水型原子炉の初装荷炉心の燃料装荷パターン（全炉心の１／４のみ）を示している。図１において、炉心には運転中に挿入される制御棒５１ａ（図３参照）の周囲に形成される制御セル１１と、炉心最外周２１と、それ以外の領域３１とがあり、制御セル１１に低濃縮度燃料集合体７が１４８体、炉心最外周２１に中濃縮度燃料集合体８が９２体、それ以外の領域３１に高濃縮度燃料集合体９が６３２体、それぞれ装荷されている。
【００４１】
低濃縮度燃料集合体７の平均ウラン濃縮度は約１．７ｗｔ％で、ガドリニアは添加していない。中濃縮度燃料集合体８の平均ウラン濃縮度は約２．４ｗｔ％で、ガドリニアは添加していない。高濃縮度燃料集合体９の平均ウラン濃縮度は約４．４ｗｔ％で、ガドリニアを添加している。
【００４２】
燃料集合体７，８，９は、図２に示すように、多数の燃料棒４を有し、燃料棒４の上部を上部タイプレート５ａ、下部を下部タイプレート５ｂ、中間部はスペーサ５ｃでそれぞれ支持して束ねている。中央付近には２本の太径ウォータロッド５２（図３〜図５参照）を配置し、外周をジルカロイ製のチャンネルボックス５３で覆って構成されている。
【００４３】
燃料集合体７，８，９の詳細な濃縮度分布を図３、図４及び図５により説明する。
【００４４】
図３において、５１ａは運転中に炉心に挿入され制御セル１１を構成する制御棒であり、燃料集合体７はこの制御棒５１ａに隣接して位置している。燃料集合体７はタイプ１，２，３，Ｐの４種類の燃料棒５を有し、これら燃料棒５を１０×１０の正方格子状に配列して構成されている。タイプ１，２，３は上下端１ノードの天然ウラン部分を除いた部分のウラン濃縮度が異なる通常燃料棒であり、可燃性吸収材（ガドリニア）は添加されていない。タイプＰは部分長燃料棒である。部分長燃料棒Ｐは、通常燃料棒に比べ燃料有効長（燃料ペレットが充填されている部分の長さ）が約１４／２４と短くなっており、運転中に減速材ボイド率が高くなる炉心上部における二相流部の圧力損失低減に寄与する。タイプ１，２，３，Ｐの４種類の燃料棒５はそれぞれ図示のようなウラン濃縮度を有し、燃料集合体７の平均濃縮度は約１．７ｗｔ％になっている。
【００４５】
図４において、５１ｂは運転中に炉心に挿入しない制御棒であり、燃料集合体８は炉心最外周２１においてこの制御棒５１ｂに隣接して位置している。燃料集合体８はタイプ１，２，３，４，Ｐの５種類の燃料棒５を有し、これら燃料棒５を１０×１０の正方格子状に配列して構成されている。タイプ１，２，３，４は上下端１ノードの天然ウラン部分を除いた部分のウラン濃縮度が異なる通常燃料棒であり、可燃性吸収材（ガドリニア）は添加されていない。タイプＰは部分長燃料棒である。タイプ１，２，３，４，Ｐの５種類の燃料棒５はそれぞれ図示のようなウラン濃縮度を有し、燃料集合体８の平均濃縮度は約２．４ｗｔ％になっている。
【００４６】
図５において、燃料集合体９は制御セル１１と炉心最外周２１以外の領域３１で運転中に炉心に挿入しない制御棒５１ｂの周囲に位置している。燃料集合体９はタイプ１，２，３，４，Ｐ，Ｇ１，Ｇ２の７種類の燃料棒５を有し、これら燃料棒５を１０×１０の正方格子状に配列して構成されている。タイプ１，２，３，４は上下端１ノードの天然ウラン部分を除いた部分のウラン濃縮度が異なる通常燃料棒であり、可燃性吸収材（ガドリニア）は添加されていない。タイプＰは部分長燃料棒である。また、タイプＧ１，Ｇ２は可燃性吸収材としてガドリニアを添加した燃料棒であり、Ｇ１とＧ２ではガドリニアの濃度及び分布が異なる。数字が小さいほど平均ガドリニア濃度が高い。つまり、ガドリニアの濃度はＧ１＞Ｇ２である。ここで、ガドリニアを添加した燃料棒Ｇ１，Ｇ２を制御棒５１ｂと反対側の領域に集中して配置している点は、従来技術と同じである。タイプ１，２，３，４，Ｐ，Ｇ１，Ｇ２の７種類の燃料棒５はそれぞれ図示のようなウラン濃縮度を有し、燃料集合体８の平均濃縮度は約４．４ｗｔ％になっている。
【００４７】
炉心に装荷される燃料集合体７，８，９の平均濃縮度にそれぞれの集合体本数を乗じてそれらの和を取り、それを総集合体本数で割った炉心の平均濃縮度は、約３．７ｗｔ％である。これにより上記のように出力密度約５５ｋＷ／リットルと高出力密度化しつつ従来技術並みの高燃焼度化が可能な濃縮度が確保される。
【００４８】
以上のように構成した本実施形態においては、低濃縮度燃料集合体７を平均ウラン濃縮度が約１．７ｗｔ％で、ガドリニアを添加しない構成とし、中濃縮度燃料集合体８を平均ウラン濃縮度が約２．４ｗｔ％で、ガドリニアを添加しない構成とし、高濃縮度燃料集合体９を平均ウラン濃縮度が約４．４ｗｔ％で、ガドリニアを添加した構成とすることにより、また、これら燃料集合体７，８，９で構成される炉心の平均濃縮度を約３．７ｗｔ％とし、炉心の出力密度を約５５ｋＷ／リットルと高出力密度化することにより、次の作用効果が得られる。
【００４９】
制御セル１１に装荷する低濃縮度燃料集合体７の平均ウラン濃縮度を最も低くすることにより、「課題を解決するための手段」の（１）項の1)で述べたように低温状態で制御棒１本を引き抜いたとこの実効増倍率が過大となることがなくなり、炉停止余裕が確保される。特に低濃縮度燃料集合体７の平均ウラン濃縮度を１．８ｗｔ％以下の約１．７ｗｔ％とすることにより、同（２）項で図６を用いて説明した如く、現行ＢＷＲの原子炉設置許可申請書において設計基準としている停止余裕１％Δｋ以上が確保される。また、低濃縮度燃料集合体７は可燃性吸収材（ガドリニア）を含まないため、低濃縮度燃料集合体の出力が適正なレベルとなり、熱的余裕が確保されると同時に適度に燃焼が進む。
【００５０】
制御セル１１及び炉心最外周２１を除いた領域３１に装荷する高濃縮度燃料集合体９の平均ウラン濃縮度を約４．４ｗｔ％と最も高くし、かつ可燃性吸収材（ガドリニア）を添加した構成とすることにより、同（１）項の2)で説明したように高濃縮度燃料集合体９の無限増倍率を適切に制御でき、他の領域の特性と合わせて、炉心半径方向出力分布の平坦化が可能となり、かつ炉心の余剰反応度を適正なレベルに保つことが可能となる。
【００５１】
炉心最外周２１に装荷する中濃縮度燃料集合体８の平均ウラン濃縮度を低濃縮度燃料集合体７の平均ウラン濃縮度より高い、１．８ｗ％以上でかつ２．５ｗｔ％以下の２．４ｗｔ％としかつ可燃性吸収材（ガドリニア）を添加しない構成とすることにより、同（１）項の3-1)で説明し更に同（３）項で図７を用いて説明したように、中濃縮度燃料集合体８の無限増倍率は１．２〜１．３となり、炉心最外周２１の中性子漏れが多い領域でも一定の出力を維持でき、その分、炉心の出力密度を高めることができる。また、炉心最外周２１で一定の出力を維持できるので、炉心半径方向出力分布の一層の平坦化が可能となり、同じ出力密度を達成する場合の最外周２１以外の炉心内側の領域における熱出力を低減でき、熱的余裕を増大できる。更に、中濃縮度燃料集合体８の平均ウラン濃縮度を２．５ｗｔ％以下とすることにより、図７に示すように従来の燃料集合体の無限増倍率の最大値（１．３）と同等以下の無限増倍率に抑えられ、燃料貯蔵設備の未臨界性の確保に特別な配慮を必要としない。
【００５２】
また、炉心最外周２１に装荷する中濃縮度燃料集合体８の平均ウラン濃縮度を低濃縮度燃料集合体７の平均ウラン濃縮度より高くすることにより、同（１）項の3-2)で述べたように炉心の平均ウラン濃縮度を高めることができ、初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心並み（約４０ＧＷｄ／ｔ）に保ちつつ、出力密度を５１ｋＷ／リットル以上の５５ｋＷ／リットル程度に高めることができる。
【００５３】
更に、炉心最外周２１に装荷する中濃縮度燃料集合体８の平均ウラン濃縮度を低濃縮度燃料集合体７の平均ウラン濃縮度より高くしかつ可燃性吸収材を添加しない構成とすることにより、炉心最外周２１での燃焼が均一となり、炉心最外周２１で燃焼した照射済みの中濃縮度燃料集合体８を制御セル１１に装荷し、この位置で更に燃焼させることができる（後述）。このため、濃縮度の高い燃料集合体ほど長期間炉内で燃焼させることになり、炉心平均濃縮度一定の条件で比較すると、取り出し燃焼度を高く取れる。
【００５４】
そして、上記の燃料集合体７，８，９で構成される炉心の平均ウラン濃縮度を３．６ｗｔ％以上とすることにより、同（４）項で述べたように、炉心の出力密度を５１ｋＷ以上とした場合でも初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心とほぼ同等に高めることが可能となる。また、燃料集合体７，８，９で構成される炉心の定格出力運転時の出力密度を５１ｋＷ／リットル以上とすることにより、同（５）項で述べたように、初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心並みに保ちつつ、従来よりも出力密度を高めることができ、単位電気出力当たりのプラント建設費を低減でき、発電コストの低減が可能となる。
【００５５】
以上により本実施形態によれば、初装荷炉心において熱的余裕及び炉停止余裕を確保しつつ、高出力密度化と高燃焼度化を同時に実現でき、その結果、初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心並みに保ちつつ、出力密度を高めることができ、単位電気出力当たりのプラント建設費を低減でき、発電コストの低減が可能となる。また、使用済燃料発生量を低減できる。
【００５６】
次に、図１と図８及び図９を用いて、本発明の燃料交換方法の実施形態について説明する。
【００５７】
図８は、図１の初装荷炉心が１乃至２運転サイクルを終了した後の燃料交換方法を示しており、図１で制御セル１１に装荷されていた低濃縮度燃料集合体７は炉外に取出される。図８の移行炉心では図１の初装荷炉心に比べて制御セル１１の数を減らしており、この制御セル１１に、図１で炉心最外周２１に装荷されていた中濃縮度燃料８が装荷される。図示の例では、全炉心の１／４で見て、図８の移行炉心の制御セル１１に装荷される燃料集合体は全部で２５体であるのに対して、図１の初装荷炉心で最外周２１に装荷されていた燃料集合体８は全部で２３体であり、その不足分の２体は、図１で領域３１に装荷されていた高濃縮度燃料９のうち炉心中央部領域に位置する最も燃焼の進んだものから選択され、制御セル１１に装荷される。
【００５８】
また、図１の高濃縮度燃料集合体９のうちの一部は炉心最外周２１に移動される。高濃縮度燃料集合体９の一部としては、図１で領域３１に装荷されていた高濃縮度燃料９のうち、図１で炉心最外周２１に装荷されていた中濃縮度燃料８と無限増倍率が比較的近いものを選択する。図８の領域３１には残りの高濃縮度燃料集合体９と未照射の取替燃料集合体６が装荷される。取替燃料集合体６の平均濃縮度は約４．４ｗｔ％で、図５に示した高濃縮度燃料集合体９と同一の燃焼度分布としている。
【００５９】
図９は、図８の炉心から更に１運転サイクルを終了した後の燃料交換方法を示しており、制御セル１１に装荷されていた中濃縮度燃料集合体８及び高濃縮度燃料集合体９の一部が取出される。制御セル１１には高濃縮度燃料集合体９の一部が装荷され、かつ新たに取替燃料集合体６が装荷される。
【００６０】
このような燃料交換方法とすることにより、濃縮度の高い燃料集合体９ほど長期間炉内で燃焼されるため、炉心平均濃縮度一定の条件で比較すると取出燃焼度を高くとれる。また、低濃縮度燃料集合体７及び中濃縮度燃料集合体８は、少なくとも１サイクルは炉心外周以外の比較的出力が高くなる領域、つまり制御セル１１で燃焼されるので、濃縮度が低い燃料集合体の燃焼度が高くなる。
【００６１】
本発明の第２の実施形態による初装荷炉心を図１０〜図１２により説明する。上記実施形態では、高濃縮度燃料集合体９を１種類としたが、本実施形態は平均ウラン濃縮度がほぼ同等でガドリニア濃度やガドリニアを含む燃料棒の本数が異なる複数種類を使用したものである。
【００６２】
第１の実施形態おいて、高濃縮度燃料燃料集合体９として図５に示すものに代えて、図１０及び図１１に示すように二種類の高濃縮度燃料燃料集合体９１，９２を使用する実施形態が考えられる。ここで、図１０及び図１１に示す高濃縮度燃料集合体９１，９２は、平均濃縮度がいずれも図５のものと同じ約４．４ｗｔ％であり、ガドリニアを添加したタイプＧ１，Ｇ２の燃料棒の本数がそれぞれ２０本、１６本と図５の１８本と異なっている。
【００６３】
ガドリニアを添加した燃料棒の本数が多いほど、無限増倍率が減少し、燃料集合体出力が低下するため、当該燃料集合体の熱的余裕が大きくなる傾向がある。そこで、図１２に示す装荷パターン例のように、濃縮度の低い制御セル１１から熱中性子が流入して制御セル１１に面した高濃縮度燃料集合体の燃料棒で熱的余裕が小さくなりやすい位置（制御セル１１に隣接する位置）には図１０に示すようなガドリニア燃料棒本数の多い燃料集合体９１を装荷し、熱的に厳しい条件とならない位置（上記以外の位置）にはガドリニア燃料棒本数の少ない燃料集合体９２を装荷することにより、炉心全体として熱的余裕の増大が可能となる。
【００６４】
なお、初期にガドリニア添加燃料棒の本数が異なっても、ガドリニアが燃焼した後は同等の特性となるので、本発明の燃料交換方法においては上記のガドリニア添加燃料棒本数の違いは無視して、高濃縮度燃料集合体として一括し扱うことができる。
【００６５】
【発明の効果】
本発明によれば、初装荷炉心において熱的余裕及び炉停止余裕を確保しつつ、高出力密度化と高燃焼度化を同時に実現でき、その結果、初装荷炉心の取出燃焼度を取替炉心並みに保ちつつ、出力密度を高めることができ、単位電気出力当たりのプラント建設費を低減でき、発電コストの低減が可能となる。また、使用済燃料発生量を低減できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第１の実施形態による沸騰水型原子炉の初装荷炉心の燃料装荷パターンを示す図（全炉心の１／４）である。
【図２】図１に示した第１の実施形態の初装荷炉心における燃料集合体の構造図である。
【図３】図１に示した第１の実施形態の初装荷炉心における低濃縮度燃料集合体の濃縮度分布図である。
【図４】図１に示した第１の実施形態の初装荷炉心における中濃縮度燃料集合体の濃縮度分布図である。
【図５】図１に示した第１の実施形態の初装荷炉心における高濃縮度燃料集合体の濃縮度分布図である。
【図６】本発明の作用を示す制御セルに装荷した燃料集合体の平均濃縮度と炉停止余裕の関係特性図である。
【図７】本発明の作用を示す燃料集合体の平均濃縮度と無限増倍率の関係特性図である。
【図８】本発明の燃料交換方法の実施形態を説明する燃料装荷パターンを示す図（全炉心の１／４）である。
【図９】同じく燃料交換方法の実施形態を説明する燃料装荷パターンを示す図（全炉心の１／４）である。
【図１０】本発明の第２実施形態による沸騰水型原子炉の初装荷炉心における２種類の高濃縮度燃料集合体のうちの一方のものの濃縮度分布図である。
【図１１】同じく第２実施形態による沸騰水型原子炉の初装荷炉心における２種類の高濃縮度燃料集合体のうちの他方のものの濃縮度分布図である。
【図１２】図１０及び図１１に示した第２実施形態による初装荷炉心の燃料装荷パターンを示す図（全炉心の１／４）である。
【符号の説明】
４ 燃料棒
５ａ 上部タイプレート
５ｂ 下部タイプレート
５ｃ スペーサ
６ 取替燃料集合体
７ 低濃縮度燃料集合体（第１の燃料集合体）
８ 中濃縮度燃料集合体（第２の燃料集合体）
９ 高濃縮度燃料集合体（第３の燃料集合体）
１１ 制御セル
２１ 炉心最外周
３１ それ以外の領域
５１ａ 制御棒（運転中に挿入する制御棒）
５１ｂ 制御棒（運転中に挿入しない制御棒）
５２ ウォータロッド
５３ チャンネルボックス
９１，９２ 高濃縮度燃料集合体（第３の燃料集合体）
Ｇ１，Ｇ２ ガドリニア入り燃料棒
Ｐ 部分長燃料棒
Claims (7)
- 複数の燃料集合体及びこれら複数の燃料集合体間に配置される複数の制御棒を備え、前記複数の制御棒が運転中に挿入する制御棒とそれ以外の制御棒を有する沸騰水型原子炉の初装荷炉心において、
前記複数の燃料集合体は、前記運転中に挿入する制御棒の周囲に装荷する第１の燃料集合体と、炉心最外周に装荷する第２の燃料集合体と、それ以外の領域に装荷する第３の燃料集合体とを含み、前記それ以外の領域には、前記第２の燃料集合体は装荷されておらず、
前記第１、第２、第３の燃料集合体は、それぞれの平均ウラン濃縮度が、
第１の燃料集合体＜第２の燃料集合体＜第３の燃料集合体
の関係になるように構成され、
前記第１の燃料集合体及び第２の燃料集合体には可燃性吸収材を添加せず、前記第３の燃料集合体には可燃性吸収材を添加したことを特徴とする沸騰水型原子炉の初装荷炉心。 - 請求項１記載の沸騰水型原子炉の初装荷炉心において、前記第１の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を１．８ｗｔ％以下としたことを特徴とする沸騰水型原子炉の初装荷炉心。
- 請求項１又は２記載の沸騰水型原子炉の初装荷炉心において、前記第２の燃料集合体の平均ウラン濃縮度を２．５ｗｔ％以下としたことを特徴とする沸騰水型原子炉の初装荷炉心。
- 請求項１〜３のいずれか１項記載の沸騰水型原子炉の初装荷炉心において、前記第１、第２、第３の燃料集合体で構成される炉心の平均ウラン濃縮度を３．６ｗｔ％以上としたことを特徴とする沸騰水型原子炉の初装荷炉心。
- 請求項１〜４のいずれか１項記載の沸騰水型原子炉の初装荷炉心において、前記第１、第２、第３の燃料集合体で構成される炉心の定格出力運転時の出力密度を５１ｋＷ／リットル以上としたことを特徴とする沸騰水型原子炉の初装荷炉心。
- 請求項１〜５のいずれか１項記載の沸騰水型原子炉の初装荷炉心において、前記第３の燃料集合体をウラン濃縮度が同等で可燃性吸収材を添加した燃料棒の濃度または本数が異なる複数種類の燃料集合体としたことを特徴とする沸騰水型原子炉の初装荷炉心。
- 請求項１〜６のいずれか１項記載の沸騰水型原子炉の初装荷炉心の燃料交換方法において、最初の燃料交換時に前記第１の燃料集合体を炉外に取り出し、前記第１の燃料集合体が装荷されていた運転中に挿入される制御棒の周囲には照射済の前記第２の燃料集合体を移設し、前記第２の燃料集合体が装荷されていた炉心最外周には照射済の前記第３の燃料集合体を移設し、前記それ以外の領域に未照射の第４の燃料集合体を新たに装荷することを特徴とする燃料交換方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP27987899A JP3828690B2 (ja) | 1999-09-30 | 1999-09-30 | 沸騰水型原子炉の初装荷炉心及びその燃料交換方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP27987899A JP3828690B2 (ja) | 1999-09-30 | 1999-09-30 | 沸騰水型原子炉の初装荷炉心及びその燃料交換方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2001099972A JP2001099972A (ja) | 2001-04-13 |
| JP3828690B2 true JP3828690B2 (ja) | 2006-10-04 |
Family
ID=17617207
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP27987899A Expired - Fee Related JP3828690B2 (ja) | 1999-09-30 | 1999-09-30 | 沸騰水型原子炉の初装荷炉心及びその燃料交換方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3828690B2 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP5752349B2 (ja) * | 2009-09-17 | 2015-07-22 | 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン | 沸騰水型原子炉の炉心 |
| JP2011169858A (ja) * | 2010-02-22 | 2011-09-01 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 沸騰水型原子炉の初装荷炉心 |
-
1999
- 1999-09-30 JP JP27987899A patent/JP3828690B2/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2001099972A (ja) | 2001-04-13 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Hibi et al. | Conceptual designing of reduced-moderation water reactor with heavy water coolant | |
| JPS6296889A (ja) | 軽水型原子炉炉心およびその燃料装荷方法 | |
| JP3828690B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の初装荷炉心及びその燃料交換方法 | |
| JPH04301792A (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JP4088735B2 (ja) | 核燃料集合体及び沸騰水型原子炉の炉心 | |
| JP3907133B2 (ja) | 原子炉の炉心とその運転方法 | |
| JP4475554B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体及び燃料集合体組 | |
| JPH05249270A (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JP3075749B2 (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| JP2972917B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JP4351798B2 (ja) | 燃料集合体および原子炉 | |
| JP3318193B2 (ja) | 燃料装荷方法 | |
| JP4101944B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JP3894784B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の燃料装荷方法 | |
| JP3596831B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の炉心 | |
| JPH01227993A (ja) | 沸騰水型原子炉及びその燃料装荷方法 | |
| JP5547957B2 (ja) | 沸騰水型原子炉炉心 | |
| JPS6335440Y2 (ja) | ||
| JP2852101B2 (ja) | 原子炉の炉心及び燃料の装荷方法 | |
| JPH0660948B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JP4044993B2 (ja) | 原子炉の燃料装荷方法 | |
| JP3943624B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JP2942529B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH0875884A (ja) | 初装荷炉心 | |
| JP2002090487A (ja) | 原子炉の炉心及びその運転方法 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20060221 |
|
| A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20060424 |
|
| TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20060704 |
|
| A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20060707 |
|
| R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 3828690 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090714 Year of fee payment: 3 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100714 Year of fee payment: 4 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100714 Year of fee payment: 4 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110714 Year of fee payment: 5 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110714 Year of fee payment: 5 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120714 Year of fee payment: 6 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130714 Year of fee payment: 7 |
|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |