CN1351352A - 原子反应堆堆芯和原子反应堆运转方法 - Google Patents

Abstract

本发明提供的原子反应堆堆芯,不必进行燃料更换,原子能设备可连续运转15年以上,可减少设备定期检查的工作量和期间,大幅度提高设备工作效率和经济性,并且防止核扩散。将燃料棒100和水棒107配置成正方格子状,形成为燃料集合体103,将该若干燃料集合103以一定的间距排列成正方格子状。在4个相邻的燃料集合体103的相向间隙内,分别插入十字型控制棒102的各翼102a,十字型控制棒102的各翼宽(B)、与用燃料集合体的一个间距作为边长的正方形面积即燃料格子面积(S)的比(B/S),设定为0.06以上。

Description

原子反应堆堆芯和原子反应堆运转方法

技术领域

本发明涉及用于沸腾水型原子反应堆的原子反应堆堆芯和原子反应堆运转方法，特别涉及不进行燃料更换、能连续15年以上长期运转的原子反应堆堆芯和原子反应堆运转方法。

背景技术

目前，商用沸腾水型原子能发电厂中，设备的运转周期最多为2年左右，一个周期结束后，要停止设备运转，打开原子反应堆压力容器的盖，进行定期检查及燃料更换。这时，为了把使用过的燃料移送到设在原子反应堆建筑物上层的用后燃料池中保管，原子反应堆井借助来自冷凝水储存槽或压力抑制池的水而成为充水状态。在该状态，调节留在原子反应堆压力容器内的燃料的位置，然后装上新燃料。

设备的定期检查结束后，用液体废弃物处理系统或燃料池净化系统的过滤脱盐器等，处理原子反应堆井的水，再返回到冷凝水储存槽或压力抑制池中。这一连串的作业，成为设备定期检查工序中临界途径，是使定期检查工序及作业工序增加的原因。另一方面，进行燃料更换、把使用后的燃料放到用后燃料池中保管，因对该燃料处理的管理方法而产生核扩散的担扰。

已往，沸腾水型原子反应堆的堆芯，是把若干燃料集合体以一定的间距排列成正方格子状，在4个相邻的燃料集合体的相向间隙中，分别从下方插入十字型控制棒的各翼而构成的。上述燃料集合体是把燃料棒和水棒(ウオ一タロツド)排列成正方格子状而构成的。燃料集合体的宽度是1/2英尺(15.24cm)左右，十字型控制棒的各翼宽是12cm左右。即，十字型控制棒的各翼宽(B)与以燃料集合体的一个间距为边长的正方形面积、即燃料格子面积(S)之比(B/S)，为0.051左右。

采用该尺寸的燃料集合体和十字型控制棒的、已往的沸腾水型原子反应堆中，一个堆芯的十字型控制棒的个数是，每100万kW电功率是150个左右，在运转时，通常是使用其中的一部分，抑制原子反应堆的剩余反应度。

该一部分插入的控制棒，经常是采用被燃烧度强、反应度比较低的燃料集合体包围位置的控制棒(称为控制单元)，这时，运转中用于调节反应度的控制棒，充其量是全部控制棒的2成左右。

另外，为了即使有在运转中的各种变动或计划的变更、或解析上的误差时也能持续无故障地运转，已往的原子反应堆的剩余反应度的大小，在约整个期间，设定为约1％Δk以上、通常设定为2％Δk的值，在1年左右的运转中，由作为控制单元的控制棒抑制剩余反应度。

沸腾水型原子反应堆中的反应度的调节，不仅用上述控制棒调节，也采用强制循环的堆芯流量控制。该堆芯流量控制中，借助堆芯流量的增加、减少，可分别使堆芯的空隙率减少、增加，所以使堆芯反应度增大、减少，可进行比控制棒更细的反应度调节。借助该堆芯流量调节，也进行所谓的流量的光谱偏移运转。流量的光谱偏移运转方式，是指在运转周期前半，抑制循环流量，提高空隙率地运转，然后，增加堆芯流量、降低空隙率的运转方式。

该运转方式中，在运转周期的前半，通过提高空隙率，具有抑制反应度的效果，并且，具有促进铀238的中子吸收，使转换为钚的效果。在运转周期后半，降低空隙率，转换成的钚作为核分裂物质有效地发挥作用，提高反应度，结果，可降低铀235的浓缩度。但是，利用堆芯流量的的光谱偏移运转中，堆芯流量的可调节幅度受限制，所以，空隙率的可调节范围也受限制，实际上，周期前半的空隙率和后半的空隙率之差，并不大。

关于堆芯的剩余反应度，采用这样的调节方法：利用可燃性毒物的负反应度，即使整个堆芯的燃烧进行，剩余反应度也没有大的变化。即，可燃性毒物随着燃烧，其负的反应度价值减少(燃料集合体的反应度增加)，可燃性毒物反应度为零后的燃烧度中，由于核裂变材料的减少，燃料集合体的反应度减少，所以，在已往的沸腾水型原子反应堆中，把毒物反应度设定为经过1个运转周期刚好为零的程度，使堆芯平均地、减小燃烧度产生的剩余反应度变化。

另外，为了调节可燃性毒物的反应度，以相当于1个运转周期的燃烧度为依据，调节可燃性毒物的浓度。即，可燃性毒物是氧化铀等的核分裂物质(通常是陶瓷)，为了满足燃料颗粒的构造稳定性，要将它们成为均匀稳定的所谓的固溶体。因此，可燃性毒物浓度不能在一定范围以上，已往的沸腾水型原子反应堆中，在一定以下的浓度范围，使用可燃性毒物。

另外，可燃性毒物是采用天然的钆。控制棒是采用能良好吸收中子的物质构成的。中子吸收物质是采用碳化硼(B₄C)或铪(Hf)。采用Hf的控制棒，其控制棒价值(负的反应度)(绝对值)比(B₄C)的小，所以，为了得到与(B₄C)同等的控制能力，全部控制棒不能都采用Hf，为了提高与减速材即水的比例，例如采用将2片薄的Hf板(厚度1mm左右)组合起来的构造。

近年来，对于设备定期检查中的大工作量、长时间的现状要求改进，要求实现原子反应堆的长期连续运转，以提高设备的工作效率和经济性。但是，上述的构造不能满足这些要求。

即，已往的沸腾水型原子反应堆中，燃烧集合体和控制棒的尺寸的组合中，每单位集合体体积的控制棒的宽度小，输出运转中的控制棒价值也不一定充分，因此，即使大幅度地延长运转期间，也不能进行必要大的剩余反应度的抑制。

另外，在仅使用铀燃料的已往的燃料集合体中，要大幅度增加运转期间时，在燃烧初期要抑制的反应度非常大，仅靠可燃性毒物不能充分地抑制反应度。

另外，在已往沸腾水型原子反应堆中，用铀氧化物或钚氧化物作为燃料，燃料密度不大，要大幅度增加运转期间时，燃烧度过大，燃烧棒包复管的腐蚀，制约了运转期间。

另外，要大幅度地增加运转期间时，必须增加剩余反应度，而已往的沸腾水型原子反应堆中，由于控制棒的控制能力有限，所以，不能具有充分的剩余反应度。

另外，在已往的沸腾水型原子反应堆的的光谱偏移运转中，由于仅靠堆芯流量的增减来进行反应度的调节，所以，在流量低的运转中，燃料集合体的冷却能力降低。

另外，已往的沸腾水型原子反应堆采用的可燃性毒物即天然钆中，含有半数以上的中子吸收能力小的核，所以，必须将钆的浓度过度地提高，这对于含钆的燃料颗粒的构造稳定性不利。

另外，已往的沸腾水型原子反应堆使用的Hf控制棒中，为了得到与B₄C相当的反应度，必须将Hf做成薄形，结果，不能加大中子吸收的持续期间，不能大幅度延长运转周期。

发明的内容

本发明是鉴于上述问题而作出的，其目的在于提供一种原子反应堆堆芯和原子反应堆运转方法。本发明的原子反应堆堆芯和原子反应堆运转方法，不必进行燃料更换，原子能设备可连续运转15年以上，从而，缩短设备定期检查的期间和工作量，可大幅度提高设备工作效率和经济性，而且有效防止核扩散。

本发明者，从使原子反应堆连续运转15年以上的长期化考虑，对燃料和控制棒进行了各种研究。结果，开发出了提高控制棒价值、通过改善燃料及控制棒的组成而抑制剩余反应度、实现上述目的的技术。

为达到上述目的，本发明采取以下技术方案：

本发明所记载的原子反应堆堆芯，将燃料棒和水棒配置成正方格子状，形成为燃料集合体，将该若干燃料集合以一定的间距排列成正方格子状，在4个相邻的燃料集合体的相向间隙内，分别插入十字型控制棒的各翼，其特征在于，把上述十字型控制棒的各翼宽(B)、与用燃料集合体的一个间距作为边长的正方形面积即燃料格子面积(S)的比(B/S)，设定为0.06(l/cm单位)以上。

这里，B/S的值是与控制棒的翼宽和燃料集合体面积对应的数值，与控制棒价值的大小约成正比。本发明中，把该B/S值设定为0.06以上，比已往的0.05大，所以，大幅度增大控制棒价值。因此，可实现运转期间大幅度长期化、例如15年连续运转，即使在需要大剩余反应度的原子反应堆中，也能充分抑制剩余反应度。

本发明中，最好将B/S值设定在0.065以上、0.08以下。如果该B/S值在0.065以上，可实现20年连续运转，如果设定在0.075，可切实进行20年以上的连续运转。之所以把B/S值的上限值设定在0.08，是因为如果超过此值，则达到可动构造物即控制棒大型化的界限，导至动作性降低。

本发明记载的原子反应堆堆芯，其特征在于，构成燃料集合体的燃料棒，含有作为核燃料物质的铀、钚、或两者的氧化物或氮化物。

采用铀、钚、或它们的氮化物作为燃料物质使用时，密度比氧化物大，所以，即使每个燃料集合体的产生能量相同，也可降低每个燃料物质的燃烧度，这样，对于包复管的腐蚀，是安全性更高的燃料。

本发明记载的原子反应堆堆芯，其特征在于，配置在燃料集合体周边部的燃料棒，含有作为核燃料物质的钍。

把钍配置在燃料集合体的外周位置，钍吸收中子，可促进转换为铀233的反应。这样，在燃料初期可抑制反应度，在燃烧后半可增大反应度，可减少可燃性毒物调节反应度的调节量。结果，可减少氧化钆量，增大核燃料物质的装料量，即使产生相同能量，也可降低燃烧度，所以，可减轻腐蚀问题。

本发明记载的原子反应堆堆芯，其特征在于，构成燃料集合体的一部分燃料棒，添加了可燃性毒物，该可燃性毒物的浓度调节为，在燃料取出时，可燃性毒物反应度基本上为零。

这样，可减少可燃性毒物的添加量，提高燃烧效率。

本发明记载的原子反应堆堆芯，其特征在于，可燃料性毒物，是含有直径50微米以上、200微米以下的纯Gd₂O₃粒子的氧化钆，上述粒子分散存在于核燃料物质间，并且，钍相对于该燃料棒的重量比例是15wt％以上。

本发明记载的原子反应堆堆芯，其特征在于，氧化钆的钆同位体中的奇数质量数的钆同位体的合计浓缩度，是比天然钆高的高浓缩度。

钆的奇数质量数的同位体即Gd155、Gd157等，其铀转化率比存在于天然钆中的偶数质量数同位体高，所以，将其浓缩使用。这时，最好浓缩到60wt％。另外，浓缩钆是用原子激光法得到的。另外，钆是以氧化钆的形态被采用，在燃料中的氧化钆的浓度(燃料中的氧化钆的重量比例)最好在15％以上。氧化钆是将纯的氧化钆加工成粒状，再均匀分散到核燃料物质中，烧结成为颗粒(ペレツト)而形成的。粒状氧化钆的直径最好在50微米到200微米的范围内，平均直径最好约为100微米。

本发明记载的原子反应堆堆芯，其特征在于，对于被装填的全部燃料集合体，核裂变材料平均浓缩度相同。

本发明记载的原子反应堆堆芯，其特征在于，燃料集合体的核裂变材料浓度，是燃料集合体的下部侧高、上部侧低，并且，下部侧的浓缩度与上部侧的浓缩度之差在0.3wt％以下。

本发明记载的原子反应堆堆芯，其特征在于，十字型控制棒从上部插入。

这样，燃料下部的浓缩度比上部高很多，加大输出，形成下部峰值，另外，由于采用上部插入型控制棒，运转周期初期的堆芯平均空隙率可在50％以上。

本发明记载的原子反应堆堆芯，其特征在于，十字型控制棒的有效部分，全部由铪构成，该铪的厚度为0.8cm以上。

这样，本发明中，控制棒是采用厚度比已往的1mm厚得多的Hf板，已往的核寿命是5年左右，而本发明是20年以上。

本发明记载的原子反应堆运转方法，其特征在于，使用所述的原子反应堆堆芯，使剩余反应度在5％以上、10％以下进行运转。

本发明的方法中，剩余反应度在5％以上、10％以下，比已往高，所以，即使大幅度地延长运转周期，也能用控制棒进行充分的调节。

本发明记载的原子反应堆运转方法，其特征在于，使用所述的原子反应堆堆芯，在运转周期末期以外的时刻，产生输出运转中的堆芯平均空隙率的最大值，在运转周期末期时刻，产生堆芯平均空隙率的最小值，并且，使堆芯平均空隙率的最大值与最小值之差在20％以上。

本发明记载的原子反应堆运转方法，其特征在于，使用所述的原子反应堆堆芯，插入控制棒的30％以上进行运转。

这样，在用轴、钚或该两者作为核燃料物质的沸腾水型原子反应堆中，在运转周期末期以外的时刻，产生输出运转中的堆芯平均空隙率的最大值，在运转周期末期的时刻，产生堆芯平均空隙率的最小值，使堆芯平均空隙率的最大值与最小值之差为20％以上，可实现已往不能实现的大幅度的光谱偏移。

附图的简要说明

图1是表示本发明原子反应堆堆芯一实施例中的、燃烧集合体和十字型控制棒的断面图。

图2是采用图1所示堆芯的原子反应堆压力容器的断面图。

图3是上述实施例的作用说明图。

本发明的具体实施方式

下面，参照附图说明本发明的实施例。

图1是说明原子反应堆堆芯构造的、燃料集合体和控制棒的放大断面图。该图1中，是把4种不同的燃料集合体装在同一部位，这是为了便于说明，实际上，燃料集合体根据在堆芯内的位置而适当组合。

图2是表示采用上述堆芯的沸腾水型原子反应堆的原子反应堆压力容器构造的概略断面图。图3是本发明的作用说明图。

先参照图2说明本实施例的沸腾水型原子反应堆的原子反应堆压力容器的构造。该原子反应堆压力容器，是备有内藏型上部控制棒驱动机构的自然循环型沸腾水型原子反应堆。堆芯202位于原子反应堆压力容器201内的下部，该堆芯202，是把由堆芯支承板204和上部格子板205支承着的燃料集合体103及控制棒102排列成正方格子状而构成的。

堆芯202是自然循环炉，借助由堆芯套筒203和套筒头207构成的自然循环增强用烟囱效果，不要再循环泵，实现冷却剂的自然循环。

即，控制棒驱动机构211固定在控制棒驱动机构支承格子208上，该支承格子208设在套筒头207上。一边在由若干根控制棒导引筒213和堆芯套筒203形成的水单相流区域中移动，一边借助控制棒驱动轴214将控制棒102从堆芯202内往上方抽拔。

在堆芯202内产生的二相流，沿着控制棒导引筒213的筒部侧旁的二相流区域上升，产生强的自然循环力。这是因为堆芯202位于原子反应堆压力容器201的下部，在其上面有控制棒导引筒213的缘故。

另外，如图2所示，在本实施例原子反应堆压力容器201的堆芯202的下方，未设置连接配管用的管咀等。与原子反应堆压力容器201连接的主要配管，有主蒸气管215、给水配管216和非常用堆芯冷却系统配管217等，这些配管全部配置在堆芯202的上方。图2中，209是气水分离器，210是蒸气干燥器。

这样，通过把控制棒驱动机构211设置在原子反应堆压力容器201内的堆芯202上方，以及采用自然循环方式，不象已往的沸腾水型原子反应堆那样、在下板上有安装控制棒驱动机构用的多个管咀以及供内部泵的主轴通过的管咀，这样，可使得原子反应堆压力空间201周围的干井下部空间容积最小化，向该小的空间内注水也容易，所以，在严重事故时，阻止事故发展的堆芯溶融物可容易地保持在原子反应堆压力容器内。

下面，参照图1说明燃料集合体的构造和十字型控制棒的水平断面及其尺寸等。

本实施例中的燃料集合体103，是将若干燃料棒100和1个或2个水棒207排列成7行7排的正方格子状，再用筒状箱体101将它们包围而构成的。该燃料集合体103在原子反应堆压力容器201内以一定的间距排列成正方格子状。在4个相邻燃料集合体的相向间隙内，分别插入十字型控制棒102的各翼102a，形成原子反应堆堆芯。

本实施例中，十字型控制棒102的各翼102a的宽度(B)、与以燃料集合体103的间距(A)作为边长的正方形面积即燃料格子面积(A×A＝S)的比(B/S)，设定为0.06以上。

具体地说，燃料集合体103以每个燃料集合体间距A(cm)配置着，十字型控制棒102的翼宽为B(cm)，A例如是10.8cm，B是8.7cm。这时，B/(A×A)、即B/S的值约设定为0.075，大于已往的(B/S)值0.05。

燃料集合体103的各燃料棒100，其核燃料物质，包含铀、钚、或两者的氧化物或氮化物。各燃料集合体103中，分别相邻地配置若干根含可燃性毒物的燃料棒106。

下面说明各燃料棒100。图1中，十字型控制棒102左上及左下的各燃料集合体103a、103b的燃料棒100，由氧化物颗粒燃料棒108和含可燃性毒物燃料棒106构成。燃料棒108是将铀氧化物燃料颗粒充填在包复管内而形成的。含可燃性毒物燃料棒106，是将铀氧化物中添加了可燃性毒物即钆的颗粒充填在包复管中而形成的。钆燃料棒106配置在各燃料集合体103、103a的内侧，例如，在图1左上的燃料集合体103a中，在燃料集合体的1/4位置以集合状态各配置了4根钆燃料棒106；在图1左下的燃料集合体103b中，在燃料集合体的1/4位置以集合状态各配置了3根钆燃料棒106。

添加在氧化钆燃料棒106中的钆同位体，是用激光法把奇数质量数的同位体即Gd157浓缩成为比天然钆更高的浓度，例如浓缩到60wt％。氧化钆是将纯Gd2O3加工成粒状后，使其均匀分散到核燃料物质间，再烧结成颗粒而形成的。粒状的氧化钆是略球形，其直径约在50微米至200微米的范围，平均直径约为100微米。另外，燃料颗粒中的氧化钆的浓度(燃料颗粒中的氧化钆的重量比例)、即燃料棒中的Gd2O3粒子的重量比例，为15wt％以上。

使直径为50微米至200微米范围内的粒状氧化钆分布到核燃料物质间，这样，热传导比氧化钆更好的燃料物质的热传导，作为氧化钆燃料棒的热传导有效地发挥作用，与把氧化钆和核燃料物质形成为固溶体时相比，可得到更好的热传导。另外，如果粒状氧化钆的直径为200微米以上，不容易将粒状氧化钆均匀地分散到核燃料物质间，如果粒状氧化钆的直径为50微米以下，则与把混合状态的氧化钆和核燃料物质形成为固溶体时相近，热传导也与固溶体时相近，比较低。

另外，图1右上的燃料集合体103c中，配置在周边部的燃料棒100，是含钍燃料棒104，该含钍燃料棒104含有作为核燃料物质的氧化钍。即，在该燃料集合体103c中，燃料棒100之中，与筒形箱体101邻接的是含钍燃料棒104，是不含铀或钚的燃料棒。

这样，通过把含钍燃料棒104配置在燃料集合体的外周位置，钍吸收中子，可促进转换为铀233的反应。这样，可抑制燃烧初期的反应度，增大燃烧后半期的反应度，可减少由可燃性毒物调节反应度的调节量。

结果，可减少氧化钆量，增大核燃料物质装料量，在各燃料集合体103的能量发生量相同情况下，可降低各燃料棒100的燃烧度，可减轻腐蚀问题。另外，含钍燃料棒104以外的燃料棒100，例如与图2左下所示者相同。

图1右下的燃料集合体103d是含氮化物颗粒燃料棒105，该燃料棒105不使用氧化物颗粒、而是使用氮化物颗粒形成的。另外，在一部分的含氮化物颗粒燃料棒105中，与前述同样地，添加了氧化钆，这样兼用作含可燃性毒物燃料棒。

核燃料物质的氮化物，其密度比核燃料物质的氧化物大，单位体积内含的核燃料物质量多。由于单位体积内含的核燃料物质量多，所以，在产生同样能量的情况下，燃烧的核燃料物质相对于燃料棒所含的核燃料物质的比例少，结果，可降低每个燃料棒的燃烧度。

这样，通过采用铀、钚、或它们的氮化物作为燃料物质，在本实施例的含氮化物颗粒的燃料棒105中，与使用氧化物的燃料棒相比，由于核分裂物质密度增大，所以，在每个燃料集合体的产生能量相同情况下，可降低每个燃料棒的燃烧度，从而可作为对包复管的腐蚀安全性更高的燃料。

具有上述各燃料棒100的燃料集合体103中，浓度调节为：可燃性毒物反应度，在燃烧后的燃料取出时基本上为零，同时，对于整个燃料集合体103，核裂变材料平均浓度相同。另外，燃料集合体103的核裂变材料浓度，是燃料集合体103的下部侧高、上部侧低，并且，下部侧的浓缩度与上部侧浓缩度的差设定在0.3wt％以上。例如，燃料集合体103中的上下方向的铀浓缩度分布是，以燃料集合体的有效部中间位置为界，下部的浓缩度比上部的浓缩度大0.3wt％。

另外，装在堆芯内的全部燃料集合体，核裂变材料平均浓度相同。由于原子反应堆连续运转15年以上，所以，不必象已往那样进行燃料更换，不必装入核裂变材料平均浓缩度不同的若干种燃料集合体。因此，可省略制造上复杂的工序。

另一方面，中子吸收材被组入控制棒102中，成为Hf制控制棒。构成该控制棒的Hf板的厚度是8mm，相当于燃料集合体103之间的间隙的1/2。快速停堆时进行急速插入的控制棒的重量有限制，Hf重量较大，所以，不容易加大其厚度，但是，把(B/S)值设定在0.06以上，可将控制棒从上部插入，可做成8mm厚。

这样，本实施例中，控制棒102采用比已往的1mm大幅度加厚的Hf板构成，已往的核寿命是5年左右，而本发明可实现20年以上的长期化。

下面说明作用。

如图3所示，本实施例中，与作为目标的使用年数对应地设定控制棒价值。本实施例中，B/(A×A)值为0.075，与已往的值0.05相比，增大了50％的控制棒价值。因此，可大幅度地使运转期间长期化，例如对于20年以上连续运转所需的大的剩余反应度，也能进行剩余反应度的抑制。

运转时，如图2所示，借助内藏型控制棒驱动机构211，使控制棒102从原子反应堆压力容器201上部下降，把该控制棒102插入到燃料集合体103的约中央高度位置。堆芯的轴方向输出，在下部有峰值，轴方向的キ一キンゲ值是1.6以上。在运转初期，为了充分抑制剩余反应度，插入控制棒102的30％以上。剩余反应度在运转初期最大，在5％Δk以上到10Δk的范围内，随着运转期间的经过，剩余反应度渐渐减少。

如上所述，本实施例中，燃料集合体103的核裂变材料浓度，是燃料集合体的下部侧高、上部侧低，下部的浓缩度与上部浓缩度的差为0.3wt％以上，另外，由于控制棒102是从上部插入，所以，输出成为下部峰值，燃料集合体的下部侧空隙率提高。这时，上部侧空隙率受到下部侧空隙率的影响，所以，成为下部峰值，上部侧的空隙率不降低。因此，由于输出成为下部峰值，可使堆芯平均空隙率上升，在运转周期初期的堆芯平均空隙率可在50％以上。另外，在周期后半的最低堆芯平均空隙率是30以下，具有20％以上的堆芯平均空隙率差，可实现已往不能实现的大幅度的光谱偏移。

因此，根据本实施例，从原子反应堆初装堆芯，可连续一定期间不进行燃料更换地连续运转，例如在运转了20年后将燃料全部更换，即可以整批地进行燃料更换。

另外，本实施例中，通过采用氮化物颗粒燃料棒105，在每个燃料集合体103的产生能量相同情况下，可降低每个燃料棒的燃烧度，对于燃料包复管的腐蚀提高安全性。

另外，通过把含钍燃料棒104配置在燃料集合体103的外周位置，钍吸收中子，可促进向铀233转换的反应，所以，在燃烧初期可抑制反应度，在燃料后半可增大反应度。因此，可减少可燃性毒物调节反应度的调节量，结果，可减少氧化钆量，增大核燃料物质装料量，在燃料集合体103产生相同的能量的情况下，也可减低燃料单位的燃烧度，从这一点上也能减轻腐蚀问题。

另外，根据本实施例，通过把剩余反应度设定在5％以上、10％以下，即使大幅度延长运转期间，也能用控制棒102进行充分的调节。

另外，本实施例的控制棒102，由于采用比已往厚得多的Hf板，所以，已往的核寿命最多只有5年，而本发明可达到20年。

另外，本实施例的原子反应堆中，在构造上与已往的具有同体积燃料的原子反应堆相比，可增加2倍的控制棒数。因此，即使万一一部分控制棒的核寿命不够长时，也可利用代替的控制棒，从这一点上，也可实现大幅度长期运转的堆芯，使其持续具有适当的控制棒价值。

另外，上述实施例中，是7行7排的燃料集合体，但本发明不限于此，通过燃料棒直径的调节，也可以做成为其它的排列、例如8行8排、6行6排等。另外，本实施例中，燃料集合体的尺寸比已往的燃料集合体约大0.7倍，但是只要在满足B/(A×A)的标准的前提下，也可以做成更大的燃料集合体。

本发明的效果：

如上所述，根据本发明，在15年以上的长期间内不必进行燃料更换，可实现连续运转的堆芯。因此，可减少设备定期检查的工作量和期间，大幅度提高设备工作效率及经济性。而且，运转结束后，可将燃料与原子反应堆压力容器一体地更换，可防止核扩散。

Claims (13)

1.原子反应堆堆芯，将燃料棒和水棒配置成正方格子状，形成为燃料集合体，将若干该燃料集合以一定的间距排列成正方格子状，在4个相邻的燃料集合体的相向间隙内，分别插入十字型控制棒的各翼，其特征在于，把上述十字型控制棒的各翼宽(B)、与以所述燃料集合体的一个间距作为边长的正方形面积给出的燃料格子面积(S)的比(B/S)，设定为0.06以上。

2.如权利要求1所述的原子反应堆堆芯，其特征在于，构成燃料集合体的燃料棒，含有作为核燃料物质的铀、钚、或两者的氧化物或氮化物。

3.如权利要求1或2所述的原子反应堆堆芯，其特征在于，配置在燃料集合体周边部的燃料棒，含有作为核燃料物质的钍。

4.如权利要求1至3中任一项所述的原子反应堆堆芯，其特征在于，构成燃料集合体的一部分燃料棒，添加了可燃性毒物，该可燃性毒物的浓度调节为，在燃料取出时，可燃性毒物反应度基本上为零。

5.如权利要求4所述的原子反应堆堆芯，其特征在于，可燃性毒物，是含有直径50微米以上、200微米以下的纯Gd₂O₃粒子的氧化钆，上述粒子分散存在于核燃料物质间，并且，氧化钆相对于该燃料棒的重量比例是15wt％以上。

6.如权利要求5所述的原子反应堆堆芯，其特征在于，氧化钆的钆同位体中的奇数质量数的钆同位体的合计浓缩度，是比天然钆高的高浓缩度。

7.如权利要求1至6中任一项所述的原子反应堆堆芯，其特征在于，对于被装填的全部燃料集合体，核裂变材料平均浓缩度相同。

8.如权利要求1至7中任一项所述的原子反应堆堆芯，其特征在于，燃料集合体的核裂变材料浓度，是在燃料集合体的下部侧高、而在上部侧低，并且，下部侧的浓缩度与上部侧的浓缩度之差在0.3wt％以下。

9.如权利要求1至8中任一项所述的原子反应堆堆芯，其特征在于，其构成为十字型控制棒从上部插入。

10.如权利要求1至9中任一项所述的原子反应堆堆芯，其特征在于，十字型控制棒的有效部分，全部由铪构成，该铪的厚度为0.8cm以上。

11.原子反应堆运转方法，其特征在于，使用如权利要求1至10中任一项所述的原子反应堆堆芯，使剩余反应度在5％以上、10％以下进行运转。

12.原子反应堆运转方法，其特征在于，使用如权利要求1至10中任一项所述的原子反应堆堆芯，在运转周期末期以外的时刻，产生输出运转中的堆芯平均空隙率的最大值，在运转周期末期时刻，产生堆芯平均空隙率的最小值，并且，使堆芯平均空隙率的最大值与最小值之差在20％以上。

13.原子反应堆运转方法，其特征在于，使用如权利要求1至10中任一项所述的原子反应堆堆芯，插入控制棒的30％以上进行运转。

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