【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は例えば沸騰水型原子炉などの軽水型原子炉（以下軽水炉という。）炉心に関する。

【０００２】

【従来の技術】図７は従来の軽水型原子炉である沸騰水型原子炉を示す概略断面図である。 図７に示すように、
原子炉圧力容器１１の中心部には、多数の燃料集合体１
３を装荷して構成される炉心１２が格納されており、原子炉圧力容器１１の内部には、冷却水１４が炉心１２の上方まで注入されている。

【０００３】また、原子炉圧力容器１１内には、炉心１
２の上方位置に気水分離器１５および蒸気乾燥器１６が収容されており、原子炉圧力容器１１の周壁部には、上方に主蒸気出口ノズル１７が、またその下方に給水ノズル１８がそれぞれ設けられている。

【０００４】燃料集合体１３は、図８に示すように４体の燃料集合体１３を一組として単位格子（セル）１９が構成され、これら４体の燃料集合体１３の間には、断面十宇状をなす制御棒２０が配置されている。 そして、この制御棒２０を挿入または引抜き操作することにより、
炉心反応度が制御されるようになっている。

【０００５】一般に、原子炉の炉心１２は、図９に示すようにセル１９を多数格子状に配置して構成されており、炉心１２にはこれらの機器の他に中性子源２１やインコアモニタ２２なども配置されている。 また、この炉心１２において、出力運転時に反応度調整のため制御棒操作を行う制御棒２０は予め決められており、この制御棒２０に対応するセル１９は、図９に示すように、コントロールセル２３と呼ばれている。

【０００６】以上の構成を有する従来の軽水型原子炉において、運転を開始すると、炉心１２における燃料物質の核分裂により、原子炉圧力容器１１内の冷却水１４が沸騰し、これにより発生した蒸気は気水分離器１５および蒸気乾燥器１６を通過して、主蒸気出口ノズル１７を経て発電所のタービン駆動用として取り出される。 また、タービンで仕事をした後の蒸気は、図示しない復水器で冷却された後、冷却水１４として給水ノズル１８から再び原子炉圧力容器１１に戻される。

【０００７】図１０は燃料集合体の構造を示す斜視図である。 図１０に示すように、燃料集合体１３は、燃料ペレット２４が充填された複数の燃料棒２５とウォータロッド２６とを正方格子状に配列して燃料束とし、この燃料束を角筒状のチャンネル２７内に収納して構成されている。

【０００８】また、チャンネル２７の上下端には、燃料棒２５およびウォータロッド２６の上下端を支持する上部タイプレート２８および下部タイプレート２９がそれぞれ取り付けられ、これら上部・下部タイプレート２
８，２９間の複数箇所においてウオータロツド２６にスペーサ３０を保持させて、相互の間隔を一定に保つように構成されている。 チャンネル２７は、チャンネルファスナー３１によって燃料バンドルに固定され、燃料集合体１３の冷却材の流路を形成している。

【０００９】図１１（Ａ）は燃料集合体の横断面を示す構成図、図１１（Ｂ）は各燃料棒の軸方向の濃縮度・プルトニウム富化度・ガドリニア濃度分布を示した図である。 図１１（Ａ）には、数種類のガドリニア濃度、ウラン濃縮度、プルトニウム富化度を持った複数の燃料棒２
５およびウォータロッド２６が正方格子状に配列されている。 図中、Ｐ１，Ｐ２，Ｐ３，Ｐ４は、ＵＯ ₂と再処理して取り出されたプルトニウムの酸化物ＰＵＯ ₂とを混合した燃料棒（以下、ΜＯΧ燃料棒という。）を示し、符号ごとにプルトニウム富化度が異なっている。 ここで、プルトニウムの富化度は、通常アメリシウムを含めて（プルトニウム＋アメリシウム）重量／（ウラン＋
プルトニウム＋アメリシウム）重量で定義される。

【００１０】符号Ｇは、ガドリニアを混在したウラン燃料棒を示し、符号ごとに濃縮度・ガドリニア濃度が異なっている。 ＭＯΧ燃料棒Ｐ１，Ｐ２，Ｐ３，Ｐ４は、図１１（Ｂ）に示すようにそれぞれＰ１，Ｐ２，Ｐ３，Ｐ
４のプルトニウム富化度分布を有し、ウラン燃料棒Ｇはそれぞれｅ０，ｅ１の軸方向濃縮度・ガドリニア濃度分布を有している。

【００１１】図１１に示すＭＯＸ燃料集合体は、４種類の富化度のＭＯＸ燃料棒、ガドリニア入りウラン燃料棒、および１本の太径ウォータロッドから構成されている。

【００１２】図１２は燃料装荷パターンの−例を示す説明図である。 図１２に示すように、炉心１２にはΜＯΧ
燃料集合体３２とウラン燃料集合体３３が混在して装荷され、図中の番号は炉心内滞在サイクル数（装荷年数）
を示している。 番号を○で囲んで表示したものは、ΜＯ
Ｘ燃料集合体３２である。

【００１３】また、図１２においては、ΜＯΧ燃料棒のプルトニウム富化度種類が３種類以下のΜＯΧ燃料集合体を第１群のΜＯＸ燃料集合体とし、ΜＯΧ燃料棒のプルトニウム富化度種類が４種類以上のΜＯΧ燃料集合体を第２群のΜＯＸ燃料集合体としている。

【００１４】

【発明が解決しようとする課題】以上のように構成された燃料集合体および炉心において、ＭＯΧ燃料集合体３
２を炉心１２に装荷した際、ウラン燃料集合体３３と同等の熱的余裕を得るためには、燃料棒ごとの出力を平均化し、局所ピーキング係数が過大とならないようにするため、ΜＯΧ燃料棒のＰｕ富化度、またはウラン燃料棒の濃縮度分布を調整することが必要である。

【００１５】−般に，ΜＯＸ燃料集合体３２は、放射能や核物質管理などの点から、輸送、保管などの取扱いが煩雑となるため、取り扱う体数を少なくする必要がある。 そのため、１体中に極力多くのＭＯＸ燃料棒を組み入れることが望ましい。

【００１６】図１１（Ａ）に示すように、全燃料棒の約２／３以上をＭＯＸ燃料棒とする場合は、ＭＯＸ燃料棒の富化度種類を４種類以上とすることが必要であり、Μ
ＯΧ燃料棒の富化度種類が３種類以下のΜＯΧ燃料集合体は、炉心１２に装荷した場合、図１３の曲線Ａに示すような熱的特性となり原子炉の運転は困難となる。

【００１７】このように、ＭＯΧ燃料集合体３２を構成するΜＯΧ燃料棒の富化度は、通常４種類以上とすることが必要であるが、富化度種類が増加するとＭＯＸ燃料棒の製造コストが高くなるという課題があった。

【００１８】さらに、燃料集合体を製造する場合は、予備の燃料棒を作成しておく必要がある。 例えば、図１１
（Ａ），（Ｂ）に示した燃料集合体では、符号Ｐ１，Ｐ
２，Ｐ３，Ｐ４で示す５０体のＭＯＸ燃料棒、符号Ｇで示す１０体のガドリニア入りウラン燃料棒で構成されている。

【００１９】ここで、１つの運転サイクル当たり１０４
体の燃料集合体が装荷されるとし、３％の予備燃料棒を用意しておくと仮定すると、ΜＯＸ燃料集合体１体当たりに５０体のＭＯΧ燃料棒があるので、予備燃料棒の体数は１５６体となる。

【００２０】実際、これら予備の燃料棒はごく一部だけが使用されるので、富化度種類の異なる４種類の燃料棒は、それぞれ数本から数十本程度の余剰の燃料棒（以下、余剰燃料棒という。）が残ることとなる。

【００２１】一方、ウラン燃料集合体３３の場合、ウラン酸化物の同位体組成は余剰燃料棒を炉心１２外に貯蔵して次のバッチ燃料を成型加工する間に変化しないので、余剰燃料棒を次のバッチ燃料を成型加工する際に使用することができる。

【００２２】しかし、ΜＯＸ燃料集合体３２では、使用しているウラン−プルトニウム混合酸化物中の核分裂性物質プルトニウム２４１の半減期が１４．４年と短く、
崩壊して中性子吸収物質であるアメリシウム２４１になる。 プルトニウム２４１のプルトニウム中の同位体組成重量比は４〜９％程度であり、余剰燃料棒を炉心１２外に貯蔵して次のバッチ燃料を成型加工する間に同位体組成の変動が起こる。

【００２３】したがって、元の燃料棒と余剰燃料棒のＰ
ｕ組成の違いによる局所ピーキングへの影響や、アメリシウム２４１蓄積による反応度の低下を考慮して余剰燃料棒を使用する必要がある。 また、上述した変動は、各富化度ごとの本数割合に応じて発生するものではなく、
富化度によっては余剰燃料棒に過不足が生じ、元の集合体と同一の構成を作れないことになる。

【００２４】以上のように、ＭＯΧ燃料集合体３２を装荷した従来の軽水型原子炉の炉心１２おいては、以下のような課題があった。 すなわち、ΜＯＸ燃料集合体３２
の成型加工費および取扱いコストが高く、ＭＯＸ燃料棒の余剰燃料棒を次のバッチの燃料に使用することが困難である。

【００２５】本発明は上述した事情を考慮してなされたもので、ＭＯＸ燃料集合体を経済的に利用できるようにした軽水型原子炉炉心を提供することを目的とする。

【００２６】

【課題を解決するための手段】上述した課題を解決するために、本発明の請求項１は、ウラン−プルトニウム混合酸化物を用いたＭＯΧ燃料集合体を装荷した軽水型原子炉炉心において、上記ＭＯΧ燃料集合体は、ＭＯＸ燃料棒のプルトニウム富化度種類が３種類以下のＭＯΧ燃料集合体を有し、このＭＯＸ燃料集合体を、炉心の最外周領域および最外周の１層内側の少なくとも一方の領域に、少なくとも２サイクルの期間装荷することを特徴とする。

【００２７】請求項２は、ウラン−プルトニウム混合酸化物を用いたＭＯＸ燃料集合体を装荷した軽水型原子炉炉心において、上記ＭＯΧ燃料集合体は、ＭＯＸ燃料棒のプルトニウム富化度種類が３種類以下である第１群のＭＯΧ燃料集合体と、ＭＯΧ燃料捧のプルトニウム富化度種類が４種類以上である第２群のＭＯＸ燃料集合体とを備え、上記第１群のＭＯＸ燃料集合体の装荷体数は、
上記第２群のＭＯＸ燃料集合体の装荷体数よりも少なく、かつ第１群のＭＯＸ燃料集合体は、炉心の最外周領域および最外周の１層内側の少なくとも一方の領域に、
少なくとも２サイクルの期間装荷することを特徴とする。

【００２８】請求項３は、請求項２記載の軽水型原子炉炉心において、第１群のＭＯＸ燃料集合体を構成するＭ
ＯΧ燃料棒のプルトニウム富化度は、第２群のＭＯΧ燃料集合体を構成するＭＯΧ燃料棒のいずれかと同一であることを特徴とする。

【００２９】請求項４は、請求項２記載の軽水型原子炉炉心において、二酸化ウランを用いたウラン燃料集合体が装荷され、かつ第１群のＭＯΧ燃料集合体を構成するウラン燃料棒は、第２群のＭＯΧ燃料集合体を構成するウラン燃料棒およびウラン燃料集合体の燃料捧の少なくとも一方と同一であることを特徴とする。

【００３０】請求項５は、請求項２記載の軽水型原子炉炉心において、第１群、第２群のＭＯＸ燃料集合体は、
それぞれガドリニア入り燃料棒を備え、第１群のＭＯＸ
燃料集合体のガドリニア入り燃料棒の本数が、第２群のＭＯＸ燃料集合体のガドリニア入り燃料棒の本数よりも少ないことを特徴とする。

【００３１】請求項６は、請求項２記載の軽水型原子炉炉心において、第１群のＭＯΧ燃料集合体のＭＯΧ燃料棒のプルトニウム中のアメリシウム２４１とプルトニウム２４１との含有量の比は、第２群のＭＯＸ燃料集合体を構成するＭＯＸ燃料捧のうち、そのＭＯＸ燃料捧と同一のプルトニウム富化度を持つＭＯＸ燃料棒におけるアメリシウム２４１とプルトニウム２４１との含有量の比よりも大きいことを特徴とする。

【００３２】

【発明の実施の形態】以下、本発明の実施形態を図面に基づいて説明する。

【００３３】図１は本発明に係る軽水型原子炉炉心の一実施形態の燃料装荷パターンを示す説明図である。 なお、従来の構成と同一または対応する部分には図５〜図１２と同一の符号を用いて説明する。

【００３４】図１において、炉心１２は符号１，２，
３，４で示したウラン燃料集合体３３と、符号，，
，で示したΜＯΧ燃料集合体３２とから構成されている。 このΜＯΧ燃料集合体３２は、ウラン−プルトニウム混合酸化物が用いられている。 ここで、符号１，
２，３，４および，，の数値は、その燃料集合体の炉心滞在サイクル数を示している。

【００３５】また、ＭＯＸ燃料集合体３２は、符号で示したプルトニウム富化度が３種類以下の第１群のＭΟ
Χ燃料集合体と、符号，，で示したプルトニウム富化度が４種類以上の第２群のＭΟΧ燃料集合体とを有し、炉心１２の最外周領域（または最外周の１層内側の領域でもよい）には、第１群のＭΟΧ燃料集合体が装荷されている。 この第１群のＭＯＸ燃料集合体の例をそれぞれ図２〜図４に、第２群のＭＯＸ燃料集合体，
，の例を図１１に示している。

【００３６】図２（Ａ），（Ｂ）に示す第１群のＭΟΧ
燃料集合体は、プルトニウム富化度が１種類の燃料棒のみで燃料集合体が構成されている。 プルトニウム富化度Ｐ１の燃料棒は、図１１（Ａ），（Ｂ）に示した第２群のＭＯＸ燃料集合体の燃料棒Ｐ１〜Ｐ４のうちの一つと同一設計となっている。

【００３７】図３（Ａ），（Ｂ）に示す第１群のＭΟΧ
燃料集合体は、プルトニウム富化度が１種類のＭＯΧ燃料棒と、二酸化ウランを用い濃縮度が１種類のウラン燃料棒の計２種類の燃料棒で燃料集合体が構成されている。 プルトニウム富化度Ｐ１の燃料棒２５は、第２群のＭＯΧ燃料集合体の燃料棒Ｐ１〜Ｐ４のうちの一つと同一設計となっており、また濃縮度Ｕの燃料棒は、図１の符号１、２、３、４で示したウラン燃料集合体と、または図１１（Ａ），（Ｂ）に示した第２群のＭＯＸ燃料集合体の燃料棒Ｐ１〜Ｐ４と同時に装荷されるウラン燃料集合体の燃料棒の一つと、それぞれ同一設計となっている。

【００３８】図４（Ａ），（Ｂ）に示す第１群のＭΟΧ
燃料集合体は、プルトニウム富化度が３種類の燃料棒で燃料集合体が構成されている。 プルトニウム富化度Ｐ
１，Ｐ２，Ｐ３の燃料棒は、それぞれ第２群のＭＯＸ燃料集合体の燃料棒Ｐ１〜Ｐ４のいずれかと同一設計となっている。 また、ガドリニア入りウラン燃料棒Ｇは図１
１（Ａ），（Ｂ）に示した第２群のＭＯＸ燃料集合体を構成するガドリニア入りウラン燃料棒Ｇと同一設計となっている。 なお、図４（Ａ）中、符号Ｐ１´はプルトニウム富化度Ｐ１の余剰ＭＯΧ燃料棒である。

【００３９】このように図２〜図４に示す第１群のＭＯ
Χ燃料集合体は、ＭＯＸ燃料棒の種類を３種類以下にしており、さらに第２群のＭＯΧ燃料集合体で使用される燃料棒の一部と同一設計のものを使用しているため、燃料棒の製造コストを削減することができる。

【００４０】次に、上記本実施形態の作用を図５および図６に基づいて説明する。

【００４１】図５は局所ピーキングの燃焼変化を、図６
は無限増倍率の燃焼変化を、それぞれ第１群（図２〜図４の例）と第２群とで比較して示したものである。

【００４２】図５および図６に示すように、燃焼初期において第１群の燃料の局所ピーキング、無限増倍率は、
第２群に比べてそれぞれ約１５％、約５％程度大きくなっている。 このように第１群のＭＯＸ燃料集合体は、
局所ピーキング、無限増倍率が、第２群のＭＯΧ燃料集合体，，よりも高くなる傾向があるものの、燃料集合体出力が炉心平均値よりも低い外周領域に装荷した場合には、熱的余裕が増加し、最大線出力密度は、図１
３の曲線Βに示したように十分制限値を満足することができる。 一方、第２群のΜＯＸ燃料集合体、、は局所ピーキングが低く、炉心中心部に装荷しても制限値を満足することができる。

【００４３】このように、第１群のＭＯΧ燃料集合体は、少なくとも局所ピーキング、無限増倍率が高く、かつ燃料の熱的負荷が厳しくなる傾向のある期間、すなわち約１年の運転サイクルの２サイクル分の間は炉心１２
の外周部に装荷することによって、燃料健全性を確保して利用することができる。

【００４４】また、炉心１２は約１年の定期検査において、燃焼の進んだ燃料の取出しや新燃料の装荷とともに、継続装荷する燃料の配置替えを行い、炉心１２全体の出力を極力均一となるようにしているが、炉心１２外周領域においてはもともと出力が低いため、このような燃料位置変更は必ずしも必要としない。

【００４５】したがって、第１群のＭＯＸ燃料集合体は、外周領域の１つの位置に２サイクル以上の期間装荷した後、取り出すようにすれば、定期検査期間中の燃料移動作業を軽減し、定期検査工程の短縮に寄与することができる。

【００４６】さらに、図４（Ａ）に示すように、第１群のＭＯＸ燃料集合体のＧｄ燃料棒本数は８本であり、これは図１１（Ａ）に示す燃料集合体のＧｄ燃料棒本数１
０本よりも少なく、その分ＭＯΧ燃料棒の本数が多くなっている。 このため、図４に示すＭＯＸ燃料集合体は、
燃焼初期の無限増倍率が図１１に示すＭＯΧ燃料集合体よりも高くなっており、出力が高くなる傾向となる。 このようなΜＯΧ燃料集合体を出力の低い炉心外周部に装荷すると、相対的に外周部の出力が高くなり、結果として炉心１２内の径方向出力分布が平坦化されることになる。

【００４７】また、ΜＯΧ燃料棒の本数が多いため、１
体の燃料集合体でより多くのプルトニウムを使用することができる。 一定量のプルトニウムを使用する場合、取り扱う燃料集合体体数を少なくした方が、燃料集合体の輸送などの取扱い面で有利である。

【００４８】そして、図２〜図４に示すＭＯΧ燃料集合体のＭＯＸ燃料捧Ｐ１，Ｐ２，Ｐ３のうちいずれか、ないしは２種類または全ては、図１１に示す第２群のＭＯ
Ｘ燃料集合体を製造した際の余剰燃料棒を使用することもできる。 この場合、初期プルトニウム富化度は、第２
群のΜＯΧ燃料集合体のΜＯＸ燃料棒と同一となるが、
核分裂性核種であるプルトニウム２４１が非核分裂性核種であるアメリシウム２４１にβ崩壊するため、アメリシウム２４１とプルトニウム２４１の含有量の比は、第１群のΜＯΧ燃料集合体では第２群のそれよりも大きくなっている。 すなわち、相対的に核分裂性核種が減少し、吸収性の強い核種が多くなっており、燃料集合体内の各燃料棒の出力配分に影響し、局所ピーキングが増大する可能性がある。

【００４９】しかしながら、第１群のＭＯΧ燃料集合体は、比較的出力の低い炉心１２外周部に装荷することにより、炉心１２全体の特性に大きく影響を与えることなく、余剰燃料棒を有効に使用することができる。

【００５０】このように本実施形態の原子炉炉心においては、プルトニウム富化度が３種類以下で局所ピーキングが大きなΜＯＸ燃料集合体を出力の低い炉心最外周領域または最外周の１層内側の領域に装荷したので、所定の制限値を満足した安全な運転が可能である。 また、このような富化度種類の少ないΜＯΧ燃料集合体は、富化度種類の多いものに比べて製造コストが低くなり、経済性を向上させることができる。

【００５１】

【発明の効果】以上説明したように、本発明の請求項１
によれば、ＭＯΧ燃料集合体は、ＭＯＸ燃料棒のプルトニウム富化度種類が３種類以下のＭＯΧ燃料集合体有し、このＭＯＸ燃料集合体を、炉心の最外周領域および最外周の１層内側の少なくとも一方の領域に、少なくとも２サイクルの期間装荷することにより、製造コストを低減したΜＯΧ燃料集合体を、燃料出力が比較的小さい炉心外周部に装荷するため、ＭＯＸ燃料集合体の熱的余裕を確保し安全に使用することができる。

【００５２】また、燃料製造時に発生する余剰燃料棒を有効に使用することもでき、ΜＯＸ燃料集合体製造における経済性を総合的に改善することができる。 さらに、
少数富化度種類のΜＯＸ燃料集合体を炉心外周部の同じ位置に２サイクル以上の期間連続して装荷するので、定期検査中の燃料移動作業を軽減し、定期検査工程の短縮に寄与することができる。

【００５３】請求項２によれば、ＭＯΧ燃料集合体は、
ＭＯＸ燃料棒のプルトニウム富化度種類が３種類以下である第１群のＭＯΧ燃料集合体と、ＭＯΧ燃料捧のプルトニウム富化度種類が４種類以上である第２群のＭＯＸ
燃料集合体とを備え、上記第１群のＭＯＸ燃料集合体の装荷体数は、上記第２群のＭＯＸ燃料集合体の装荷体数よりも少なく、かつ第１群のＭＯＸ燃料集合体は、炉心の最外周領域および最外周の１層内側の少なくとも一方の領域に、少なくとも２サイクルの期間装荷することにより、請求項１と同様の効果が得られる。

【００５４】請求項３によれば、請求項２記載の軽水型原子炉炉心において、第１群のＭＯＸ燃料集合体を構成するＭＯΧ燃料棒のプルトニウム富化度は、第２群のＭ
ＯΧ燃料集合体を構成するＭＯΧ燃料棒のいずれかと同一であることにより、燃料棒の製造コストを削減することができる。

【００５５】請求項４によれば、請求項２記載の軽水型原子炉炉心において、二酸化ウランを用いたウラン燃料集合体が装荷され、かつ第１群のＭＯΧ燃料集合体を構成するウラン燃料棒は、第２群のＭＯΧ燃料集合体を構成するウラン燃料棒およびウラン燃料集合体の燃料捧の少なくとも一方と同一であることにより、請求項３と同様に燃料棒の製造コストを削減することができる。

【００５６】請求項５によれば、請求項２記載の軽水型原子炉炉心において、第１群、第２群のＭＯＸ燃料集合体は、それぞれガドリニア入り燃料棒を備え、第１群のＭＯＸ燃料集合体のガドリニア入り燃料棒の本数が、第２群のＭＯＸ燃料集合体のガドリニア入り燃料棒の本数よりも少ないことにより、その分第１群のＭＯＸ燃料集合体のＭＯΧ燃料棒の本数が多くなる。 これにより、出力が高くなる傾向となり、出力の低い炉心外周部に装荷すると、相対的に外周部の出力が高くなり、結果として炉心内の径方向出力分布が平坦化されることになる。

【００５７】また、ΜＯΧ燃料棒の本数が多いため、１
体の燃料集合体でより多くのプルトニウムを使用することができる。 その結果、取り扱う燃料集合体体数を少なくでき、燃料集合体の輸送など取扱い面で有利になる。

【００５８】請求項６によれば、請求項２記載の軽水型原子炉炉心において、第１群のＭＯΧ燃料集合体のＭＯ
Χ燃料棒のプルトニウム中のアメリシウム２４１とプルトニウム２４１との含有量の比は、第２群のＭＯＸ燃料集合体を構成するＭＯＸ燃料捧のうち、そのＭＯＸ燃料捧と同一のプルトニウム富化度を持つＭＯＸ燃料棒におけるアメリシウム２４１とプルトニウム２４１との含有量の比よりも大きいことにより、炉心全体の特性に大きく影響を与えることなく、余剰燃料棒を有効に使用することができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る軽水型原子炉炉心の一実施形態の燃料装荷パターンを示す説明図。

【図２】（Ａ）は燃料集合体の横断面を示す構成図、
（Ｂ）は燃料棒の軸方向のプルトニウム富化度分布を示す図。

【図３】（Ａ）は他の燃料集合体の横断面を示す構成図、（Ｂ）は各燃料棒の軸方向の濃縮度・プルトニウム富化度分布を示す図。

【図４】（Ａ）はさらに他の燃料集合体の横断面を示す構成図、（Ｂ）は各燃料棒の軸方向の濃縮度・プルトニウム富化度・ガドリニア濃度分布を示す図。

【図５】本実施形態における局所ピーキングの燃焼変化を示す図。

【図６】本実施形態における無限増倍率の燃焼変化をを示す図。

【図７】従来の軽水型原子炉である沸騰水型原子炉を示す概略断面図。

【図８】従来の軽水型原子炉炉心のセルの断面を示す構成図。

【図９】沸騰水型原子炉における炉心の構成を示す説明図。

【図１０】沸騰水型原子炉における燃料集合体を示す斜視図。

【図１１】（Ａ）は燃料集合体の横断面を示す構成図、
（Ｂ）は各燃料棒の軸方向の濃縮度・プルトニウム富化度・ガドリニア濃度分布を示す図。

【図１２】従来の軽水型原子炉炉心の燃料装荷パターンを示す説明図。

【図１３】第１群のΜＯＸ燃料集合体を装荷した時の炉心の熱的余裕を示す特性図。

【符号の説明】

１１ 原子炉圧力容器 １２ 炉心 １３ 燃料集合体 １４ 冷却水 １５ 気水分離器 １６ 蒸気乾燥器 １７ 主蒸気出口ノズル １８ 給水ノズル １９ 単位格子（セル） ２０ 制御棒 ２１ 中性子源 ２２ インコアモニタ ２３ コントロールセル ２４ 燃料ペレット ２５ 燃料棒 ２６ ウォータロッド ２７ チャンネル ２８ 上部タイプレート ２９ 下部タイプレート ３０ スペーサ ３１ チャンネルファスナー ３２ ΜＯΧ燃料集合体 ３３ ウラン燃料集合体