JP2004144498A

JP2004144498A - 沸騰水型原子炉用燃料集合体

Info

Publication number: JP2004144498A
Application number: JP2002306750A
Authority: JP
Inventors: Yuichiro Kanayama; 金山　勇一郎
Original assignee: Nuclear Fuel Industries Ltd
Current assignee: Nuclear Fuel Industries Ltd
Priority date: 2002-10-22
Filing date: 2002-10-22
Publication date: 2004-05-20

Abstract

【課題】使用済み核燃料の再処理により得られた回収ウランを利用することにより、燃料集合体の平均濃縮度を下げること無く、回収ウランの有効利用と冷温時の安全性の向上を両立させる。
【解決手段】核燃料物質からなる燃料ペレットを被覆管内に充填した燃料棒群が、正方格子状配列に規則正しく配置されると共に、該格子配列のほぼ中央位置に燃料棒複数本相当の領域を占める非沸騰領域である太径水ロッドを備え、前記燃料ペレットの一部には使用済燃料の再処理により得られた回収ウランを含んでいる沸騰水型原子炉用燃料集合体であって、軸方向燃料有効領域を下端より略２／３の位置で上部領域と下部領域とに分けたとき、上部領域の一横断面での回収ウラン燃料棒の本数が、他の領域での一横断面での回収ウラン燃料棒の本数よりも多いことを特徴とするもの。
【選択図】　　　図２

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子炉用の燃料集合体に係り、特に、使用済核燃料の再処理により得られた回収ウランを利用する燃料集合体に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
沸騰水型原子炉に装荷された燃料集合体は、通常４サイクルから５サイクル炉心内に滞在し所定の燃焼度を達成したのち取り出される。取り出された使用済燃料中には核分裂性のウラン２３５がまだ　０．８ｗｔ％程度含まれている。従って、使用済燃料の再処理により回収したウランを燃料集合体に再装荷することにより、ウラン資源の有効利用を図ることが望ましい。
【０００３】
しかしながら、回収ウランを再濃縮し原子炉用燃料として再利用する際には以下のような問題点がある。即ち、ウラン２３５は炉内での燃焼中、核分裂反応によって減損する一方、中性子を吸収してウラン２３６を生成する。従って、使用済燃料中にはウラン２３５とウラン２３６が存在することになるが、これら２つの核種は質量がほぼ同じであるため、遠心分離技術を用いてウラン２３５を濃縮する場合に、ウラン２３５とウラン２３６とを完全に分離することはできない。このため、ウラン２３５の濃縮度を高めるに従い、ウラン２３６の濃度も高くなる。
【０００４】
一方、ウラン２３６は中性子吸収断面積が大きく炉心内で中性子毒物として作用する。このため、回収ウランを装荷した燃料は装荷しない燃料に比べ反応度が低下（反応度ロス）する。
【０００５】
これは、ウラン資源の有効利用の観点から好ましくなく、できるだけ回収ウラン装荷燃料の反応度低下を抑え、反応度補償が不要となることが望ましい。また、使用済燃料の発生量は年々増加しており、できるだけ多くの量の回収ウランを燃料集合体に装荷し再利用することが望ましいが、この際の反応度低下量も最小限とすることが重要である。
【０００６】
ところで、原子炉の経済性を高めるため、燃料集合体１体当たりの取出エネルギを大きくして平均取出燃焼度を向上させることが進められている。このため、燃料の平均濃縮度を高めることが必要となってきている。しかしながら、これに伴い次のような問題点が生じる。即ち、一般に、燃料集合体の平均濃縮度を高めた設計では、ボイドが発生しない低温時において顕著な反応度の上昇をもたらすため、原子炉停止余裕が小さくなるといった問題が生じる。
【０００７】
これは、冷温時において、燃料集合体の出力分布が燃料有効領域下端より、略２／３の位置より上方の領域で大きなピークを持つためである（例えば、特許文献１の図１参照）。このため燃料集合体上部の濃縮度を下げることなどが考えられる。
【０００８】
【特許文献１】
特開２００２−８２１９１号公報
【０００９】
【発明が解決しようとする課題】
また、反応度投入事象として制御棒落下事故を想定した場合、原子炉停止状態、即ち、冷温時には軸方向出力分布が上部に歪む傾向となっているため、燃料上部の燃料エンタルピ上昇が大きくなる。濃縮度を高めた設計ではこの傾向が顕著になり、安全上の余裕が小さくなるといった問題が生ずる。更に、集合体横断面での出力分布を考えた場合、燃料最外周部での局所出力ピーキング係数が大きくなる傾向がある。このため、燃料上部において燃料最外層部の濃縮度を下げ、出力ピーキング係数を抑えることにより、制御棒落下時の燃料エンタルピの上昇を緩和し、安全上の余裕を確保することなどが考えられる。
【００１０】
一般に経済性の向上を目的に高燃焼度化するにあたり、燃料集合体の平均濃縮度を高める必要があるが、燃料上部の濃縮度を高めることは前述の原子炉停止余裕、制御棒落下における安全余裕の確保が低減してしまうため適切ではない。この場合、特に成形加工上、取り扱えるウラン濃縮度の上限が５ｗｔ％と定められている現状においては、如何に上部の反応度の上昇を抑えた上で、できるだけ燃料集合体の平均濃縮度を高めるかが、解決課題となる。これは、回収ウランを含む燃料集合体においても共通する課題である。
【００１１】
本発明は、使用済み核燃料の再処理により得られた回収ウランを利用するにあたり、回収ウランの特性を利用し、燃料集合体の平均濃縮度を高めつつも前記の問題を改善し、回収ウランの有効利用と冷温時の安全性の向上を両立させることのできる高燃焼度化に適当な燃料集合体を提供することを目的とする。
【００１２】
【課題を解決するための手段】
請求項１に記載された発明に係る沸騰水型原子炉用燃料集合体は、核燃料物質からなる燃料ペレットを被覆管内に充填した燃料棒群が、正方格子状配列に規則正しく配置されると共に、該格子配列のほぼ中央位置に燃料棒複数本相当の領域を占める非沸騰領域である太径水ロッドを備え、前記燃料ペレットの一部には使用済燃料の再処理により得られた回収ウランを含んでいる沸騰水型原子炉用燃料集合体であって、
軸方向燃料有効領域を下端より略２／３の位置で上部領域と下部領域とに分けたとき、上部領域の一横断面での回収ウラン燃料棒の本数が、他の領域での一横断面での回収ウラン燃料棒の本数よりも多いことを特徴とするものである。
【００１３】
請求項２に記載された発明に係る沸騰水型原子炉用燃料集合体は、請求項１に記載の少なくとも上部領域の一横断面において、最外周領域に含まれる回収ウラン量が最も多いことを特徴とするものである。
【００１４】
【発明の実施の形態】
本発明においては、回収ウランの量を下部領域よりも上部領域で多くすることにより、高燃焼度化を目指して平均濃縮度を高めた場合に、使用済み核燃料の再処理により得られた回収ウランを利用しても、燃料集合体の平均濃縮度を下げること無く、原子炉停止余裕の減少、制御棒落下時における安全上の余裕の減少の問題を改善し、回収ウランの有効利用と冷温時の安全性の向上を両立させることができる。
【００１５】
図１は後述する実施例１（図２）の下部断面での冷温時における三種類のボイド率履歴での回収ウラン装荷燃料の、回収ウラン非装荷燃料からの反応度差を示す説明図である。図１では、出力運転中のボイド率をパラメータにしてあり、０％は燃料軸方向下部、４０％は燃料軸方向中央部、７０％は燃料軸方向上部における燃焼状態に対応する。
【００１６】
図１によれば、回収ウランを装荷することによる反応度の低下は、燃焼度が４０（ＧＷｄ／ｔ）以上の高い場合で、高いボイド率で燃焼する燃料上部領域でより大きいことが分かる。このことから、燃料集合体上部に回収ウランをより多く用いることで、効果的に冷温時の反応度を低減できることがわかる。
【００１７】
また、冷温時において、燃料集合体の軸方向出力分布は燃料有効領域下端より略２／３の位置より上方の領域で大きなピークを持つため、本発明では、軸方向燃料有効領域の下端より略２／３の位置より上方の領域にのみ回収ウランを用いた燃料棒を複数本含むように構成する。これにより、冷温時においてより効率的に冷温時の反応度を低減することができる。
【００１８】
更に、本発明では、好ましくは少なくとも上部領域の一横断面において、最外周領域に含まれる回収ウラン量が最も多くなるように構成する。一般に燃料最外周領域はギャップ水に隣接しており、燃料の出力が高くなる傾向を持ち、冷温時にはこの傾向が顕著に現れる。従って、燃料最外周領域に回収ウランを配置することで、局所ピーキング係数の増大を抑え、冷温時における反応度を効果的に低減することができる。
【００１９】
以上のことから、本発明では、高燃焼度化のための高濃縮度化を図りつつ原子炉停止余裕の向上に加えて、制御棒落下時の燃料エンタルピ上昇を緩和することができ、安全上の余裕を向上することができる。
【００２０】
【実施例】
本発明の一実施の形態を、図面を用いて説明する。
実施例１．
図２に回収ウランを燃料の一部として装荷した燃料棒を含む燃料集合体の一実施例の構成を示す説明図を示す。ａ図に示す通り、燃料の一部に回収ウランを用いた非対称格子向け燃料集合体の燃料配置例が示されている。この燃料集合体は、通常のウランを燃料として用いた燃料棒１，４〜８と可燃性毒物としてＧｄを含むウラン燃料棒Ｇ１〜Ｇ３、燃料の一部に回収ウランを用いた燃料棒２及び３の９×９の配列で構成されており、燃料集合体の中央部には、図中Ｗで示された角形のウォーターロッドが配置されている。
【００２１】
ｂ図には、燃料棒の軸方向の構成を示してある。燃料棒２は、軸方向下端より約２／３以上の上方位置である１８／２４〜２３／２４ノードの位置に回収ウランが配置され、燃料棒３は軸方向位置２／２４〜１７／２４ノードに回収ウランが配置されている。
【００２２】
この結果、図２に示す実施例１では、回収ウラン燃料棒の本数は下部領域よりも上部領域で多くなっている。つまり回収ウランによる反応度低減効果が大きくなる上部領域は、相対的に下部領域より回収ウランによる反応度低減が大きくなるため、冷温時における反応度を効果的に低減でき、ひいては原子炉停止余裕の向上につながる。
【００２３】
実施例２．
他の実施例として、燃料集合体の最外層部で回収ウランを最も多く用いた非対称格子向け燃料集合体の燃料配置例を図３に示す。ａ図に示す通り、燃料集合体は、通常のウランを燃料として用いた燃料棒１，４〜６と可燃性毒物としてＧｄを含むウラン燃料棒Ｇ１〜Ｇ４、燃料の一部に回収ウランを用いた燃料棒２及び３の９×９の配列で構成されており、燃料集合体の中央部には、図中Ｗで示された角形のウォーターロッドが配置されている。回収ウランを燃料の一部として用いた燃料棒２と３は、主に燃料集合体の最外層部に配置されている。
【００２４】
ｂ図には、燃料棒の軸方向の構成を示してある。燃料棒２は、軸方向下端より約２／３以上上方の位置である１８／２４〜２３／２４ノードの位置に回収ウランが配置され、燃料棒３は燃料有効長のほぼ全長に相当する軸方向位置２／２４〜２３／２４ノードに回収ウランが配置されている。
【００２５】
この結果、図３に示す実施例２では、回収ウランの量は集合体横断面で見た場合集合体内層部より外層部で、集合体軸方向で見た場合下部領域よりも上部領域で多くなっている。この結果、実施例２では、冷温時に局所ピーキング係数が増大する燃料集合体上部の最外層部に回収ウランを用いることで、局所ピーキング係数の増大を抑えることができる。これにより冷温時における反応度を効果的に低減し原子炉停止余裕が向上することに加えて、制御棒落下時の燃料エンタルピ上昇を緩和することができ、安全上の余裕を向上することができる。
【００２６】
実施例３．
更に他の実施例として、燃料集合体の最外層部で回収ウランを最も多く用いた対称格子向け燃料集合体の燃料配置例を図４に示す。ａ図に示す通り、燃料集合体は、通常のウランを燃料として用いた燃料棒１，４〜６と可燃性毒物としてＧｄを含むウラン燃料棒Ｇ１〜Ｇ３、燃料の一部に回収ウランを用いた燃料棒２及び３の９×９の配列で構成されており、燃料集合体の中央部には、図中Ｗで示された角形のウォーターロッドが配置されている。回収ウランを燃料の一部として用いた燃料棒２と３は、主に燃料集合体の最外層部に配置されている。
【００２７】
ｂ図には、燃料棒の軸方向の構成を示してある。燃料棒２は、軸方向下端より約２／３以上上方の位置である１８／２４〜２３／２４ノードの位置に回収ウランが配置され、燃料棒３は燃料有効長のほぼ全長に相当する軸方向位置２／２４〜２３／２４ノードに回収ウランが配置されている。
【００２８】
この結果、図４に示す実施例３では、回収ウランの量は集合体横断面で見た場合集合体内層部より外層部で、集合体軸方向で見た場合下部領域よりも上部領域で多くなっている。この結果、実施例３では、冷温時に局所ピーキング係数が増大する燃料集合体上部の最外層部に回収ウランを用いることで、局所ピーキング係数の増大を抑えることができる。これにより冷温時における反応度を効果的に低減し原子炉停止余裕が向上することに加えて、制御棒落下時の燃料エンタルピ上昇を緩和することができ、安全上の余裕を向上することができる。
【００２９】
【発明の効果】
本発明は以上説明した通り、使用済み核燃料の再処理により得られた回収ウランを利用することにより、燃料集合体の平均濃縮度を下げること無く前記の問題を改善し、回収ウランの有効利用と冷温時の安全性の向上を両立させることができ、しかも、高燃焼度化、ひいては経済性の高い燃料集合体を提供できるという効果がある。
【図面の簡単な説明】
【図１】冷温時における三種類のボイド率履歴での回収ウラン装荷燃料の、回収ウラン非装荷燃料からの反応度差を示す説明図である。
【図２】本発明の回収ウランを燃料の一部として装荷した燃料棒を含む燃料集合体の一実施例の構成を示す説明図であり、ａ図は横断面、ｂ図は装荷した燃料棒の軸方向の構成である。
【図３】本発明の回収ウランを燃料の一部として装荷した燃料棒を含む燃料集合体の別の実施例の構成を示す説明図であり、ａ図は横断面、ｂ図は装荷した燃料棒の軸方向の構成である。
【図４】本発明の回収ウランを燃料の一部として装荷した燃料棒を含む燃料集合体の更に別の実施例の構成を示す説明図であり、ａ図は横断面、ｂ図は装荷した燃料棒の軸方向の構成である。

Claims

核燃料物質からなる燃料ペレットを被覆管内に充填した燃料棒群が、正方格子状配列に規則正しく配置されると共に、該格子配列のほぼ中央位置に燃料棒複数本相当の領域を占める非沸騰領域である太径水ロッドを備え、前記燃料ペレットの一部には使用済燃料の再処理により得られた回収ウランを含んでいる沸騰水型原子炉用燃料集合体であって、
軸方向燃料有効領域を下端より略２／３の位置で上部領域と下部領域とに分けたとき、上部領域の一横断面での回収ウラン燃料棒の本数が、他の領域での一横断面での回収ウラン燃料棒の本数よりも多いことを特徴とする沸騰水型原子炉用燃料集合体。
少なくとも前記上部領域の一横断面において、最外周領域に含まれる回収ウラン量が最も多いことを特徴とする請求項１に記載の沸騰水型原子炉用燃料集合体。