JP2004361296A - 沸騰水型原子炉の核燃料集合体 - Google Patents
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Abstract
【課題】転換比を向上したまま、ボイド反応度係数を負にし安全性に問題を無くす。
【解決手段】減速材である水を冷却可能な範囲内で排除し燃料棒稠密度を上げた核燃料集合体において、薄型制御棒６０側のチャンネルボックス３５の内面または外面に固体減速材１３５を付帯せしめ、薄型制御棒６０側に面した核燃料棒を親物質棒１３２としたことを特徴とする減速材付核燃料集合体１３０とする。これにより転換比が向上しつつ、ボイド反応度係数が負の核燃料集合体となる。この工夫を高さ方向に適用したものが軸多領域核燃料棒から構成された軸多領域核燃料集合体である。
【選択図】図６
【解決手段】減速材である水を冷却可能な範囲内で排除し燃料棒稠密度を上げた核燃料集合体において、薄型制御棒６０側のチャンネルボックス３５の内面または外面に固体減速材１３５を付帯せしめ、薄型制御棒６０側に面した核燃料棒を親物質棒１３２としたことを特徴とする減速材付核燃料集合体１３０とする。これにより転換比が向上しつつ、ボイド反応度係数が負の核燃料集合体となる。この工夫を高さ方向に適用したものが軸多領域核燃料棒から構成された軸多領域核燃料集合体である。
【選択図】図６
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は特に沸騰水型原子炉に使用して好適な核燃料集合体の改良に関する。
【０００２】
【従来の技術】
現在稼動中の沸騰水型原子炉の炉心は、高価な濃縮ウランを使用することや貯蔵量が多くなったプルトニウムを消費するために、熱中性子を利用する。しかし、濃縮ウランの残渣である劣化ウランの捨て場所不足により濃縮ウランの使用に問題が生じつつあることやプルトニウムの再処理技術向上による価格低下とあいまって、プルトニウムの有効利用が重要になっている。
吸収する一個の中性子当たり発生する中性子数Ｅは、プルトニウムでは速い中性子程大きくなる。Ｅが大きいと、核分裂し易いプルトニウムの消費量に対するウラン２３８等が中性子を吸収して核分裂し易いプルトニウムを生成する割合である転換比が高くなり、プルトニウムの利用効率が上がる。プルトニウムの有効利用には高速中性子利用が有利である。水素と酸素の軽い物質の化合物である冷却水が沢山あると、核分裂で生じた速度の速い中性子は軽い物質と衝突するたびに速度を落とすためＥが下がり転換比が低下するため経済性上好ましくない。そこで、高速中性子割合を多くするには、核燃料棒の冷却を損なわない範囲内で水領域を減らして核燃料棒を稠密に配列した核燃料集合体が開発途上にある。
図１は核燃料物質を内包する沸騰水型原子炉の開発途上の従来の核燃料集合体（３０）を示す斜視図である。核燃料集合体（３０）は、多数本正方格子状に配列された核燃料物質を内封している円柱形状の核燃料棒（３１）と、それ等の上端及び下端を夫々支持する上側結合板（３２）及び下側結合板（３３）と、前記核燃料棒（３１）の高さ途中に位置して燃料棒間の間隔を規制する数個のスペーサ（３４）と、これ等を覆うチャンネルボックス（３５）とから構成される。
核燃料棒（３１）は図２に示すように例えばジルカロイー２製の被覆管（４１）とこの被覆管（４１）の上下開口端を気密閉塞する上部端栓（４２）及び下部端栓（４３）と、被覆管（４１）内に装填される多数の核燃料ペレット（４４）と、核燃料ペレット（４４）の最上面と上部端栓（４２）との間に介在するスプリング（４５）とから構成されている。核燃料ペレット（４４）は、直径約８ｍｍ長さ約１０ｍｍ のＭＯＸと呼ばれるウラニウムとプルトニウムの混合酸化物を焼結した核燃料物質である。図３は核燃料棒（３１）の断面図である。
図４は高速中性子によりプルトニウムを燃焼させるために液体の割合が少なく核燃料棒割合が稠密な従来の核燃料集合体（３０）とフォロワー付制御棒の吸収材部（１１１）から構成された炉心の一部の平面図である。核燃料棒（３１）の間には熱を原子炉の外に取り出すための冷却水（３７）が二相流となって流れている。冷却水（３７）は下から未飽和水で入り上に流れるに従い核燃料棒から熱を吸収して蒸気になり、蒸気と液体とが混在した二相流となって上に流れ出る。チャンネルボックス（３５）の間には漏洩冷却水（３６）が流れている。
チャンネルボックス（３５）を広くして隣接するチャンネルボックス（３５）間の漏洩冷却水（３６）が流れる領域を狭くし、冷却水（３７）が流れる核燃料棒間隙は冷却に必要な分以外の余分な水を排除するように狭くして、液体の割合が少なく核燃料棒割合が稠密な炉心にしている。核燃料ペレット（４４）は酸化プルトニウムが１０ｗｔ％以上の高富化度ＭＯＸとしプルトニウムの核分裂が活発になるようにしている。
沸騰水型原子炉には、核燃料集合体（３０）４体に対し１体の割合でチャンネルボックス（３５）の間を上下に動く制御棒が装荷されている。中性子を吸収する性質の強い物質であるハフニウム等の中性子吸収体により原子炉出力を制御する。
図４は原子炉停止中等においてフォロワー付制御棒の吸収材部（１１１）が挿入されている状態を示している。出力運転中では核分裂を活発にするため、殆どの制御棒は中性子吸収体を炉心の下に引き、代わりに図５に示すようにフォロワー付制御棒のフォロワー部（１１２）が炉心の上から炉心に入ってくる。制御棒が抜けた部分に減速材である余分な漏洩冷却水（３６）が入らないように、酸化ジルコニウムや炭素からなるフォロワーを設けているのである。
【０００３】
【発明が解決しょうとする課題】
高速中性子によりプルトニウムを効率よく燃焼させるために、液体の割合が少なく核燃料棒割合が稠密な核燃料集合体は、安全性上問題となるボイド反応度係数が正になりやすい傾向がある。
中性子は軽い物質である液体の水により散乱されると速度を落とすが、同じ厚さの蒸気ボイドは密度が小さく真空に近いため、殆どの中性子は散乱されないから速度は落ちない。核分裂で生じた速度の速い高速中性子は、液体冷却水流入量が比較的多い運転時には液体である水に散乱されるため、速度の速い中性子割合が比較的少なくなる。
液体冷却水流入量が減少し液体である水の一部または全部が沸騰して蒸気ボイド割合が多くなると、液体が減少した分その軽い物質と衝突する割合が減少するため速度を落し難くなり速度の速い中性子割合が多くなる。プルトニウムのＥは、１００エレクトロンボルト以上の速い中性子に対し速度が早い程大きくなるため、水が減少するとプルトニウムは核分裂が活発になり出力が上昇し続ける。
このように、ボイドが増加すると核分裂が活発になることをボイド反応度係数が正になると言い、出力が上昇し続けるため安全性が問題になる。事故等により冷却水入口流量が減って水の割合が少なくなると冷却が減少してかつ出力も上昇するため燃料温度が上昇して安全性が脅かされることになる。
【０００４】
【課題を解決するための手段】
図６は本発明の減速材付核燃料集合体（１３０）を配列した炉心の一部の平面図である。減速材付核燃料集合体（１３０）の斜視図は図１の従来の核燃料集合体（３０）とほぼ同じであり、チャンネルボックス（３５）に固体減速材（１３５）を付帯せしめた。減速材付核燃料集合体（１３０）の中央部の核燃料棒（３１）には酸化プルトニウムが１０ｗｔ％以上の高富化度ＭＯＸを充填し、制御棒厚さを薄くした薄型制御棒（６０）に面した核燃料棒には劣化ウランの酸化物または酸化プルトニウムが２ｗｔ％以下のＭＯＸを充填した親物質棒（１３２）とし、薄型制御棒（６０）に面した側のチャンネルボックス（３５）の内面または外面に固体減速材（１３５）を付帯せしめたことを特徴とする。固体減速材（１３５）の材料として水素化ジルコニウムまたは重水素化ジルコニウムまたはベリリウムまたは酸化ベリリウムまたは水素化リチウム７または重水素化リチウム７または炭化ホウ素１１または炭素または３ホウ素１１化ジルコニウムとする。固体減速材（１３５）はジルコニウム合金やステンレス鋼で被覆し、チャンネルボックス（３５）と密着させる。なお、薄型制御棒（６０）に面した側のチャンネルボックス（３５）に固体減速材（１３５）を埋め込み一体化させることでも効果が得られる。その他チャンネルボックス（３５）を炭化ジルコニウムや炭化珪素のような固体減速材である炭素を組成に含む材質とし薄型制御棒（６０）に面した側を厚くしても効果が得られる。
前記固体減速材（１３５）の材料の内リチウム７は、天然に存在するリチウムから中性子吸収作用の強いリチウム６を分離除去したものである。リチウム６は将来核融合に使われるため、副産物として保管される。
前記固体減速材（１３５）の材料の内ホウ素１１は、天然に存在するホウ素から中性子吸収作用の強いホウ素１０を分離除去したものである。ホウ素１０は将来ナトリウム冷却高速増殖炉の制御棒に使われるため、副産物として保管される。或いは、薄型制御棒（６０）のための濃縮ホウ素の原材料とする。
薄型制御棒（６０）にはフォロワーは設けなくてもよい。出力運転中は、薄型制御棒（６０）は図７に示すように炉心の下に引き抜かれ、隣接するチャンネルボックス（３５）間隙には漏洩冷却水（３６）が入る。
なお、薄型制御棒（６０）をフォロワー付とした場合は、フォロワー部材料を前記固体減速材（１３５）とする。
薄型制御棒（６０）の制御材としては、中性子吸収作用が強く構造材として強度も高い、ハフニウムまたは焼結炭化ホウ素または３ホウ化ジルコニウムまたは焼結酸化ユーロピウムが適している。ホウ素化合物のホウ素として、天然ホウ素から中性子吸収作用の強いホウ素１０を濃縮した濃縮ホウ素とすれば使用寿命が延びて経済性が向上する。
なお、前記親物質棒（１３２）において、酸化アメリシウムを５ｗｔ％程度添加すれば中速中性子吸収が増しボイド反応度係数を負にする効果が増す。
【０００５】
【発明の実施の形態】
比較的ボイドが少ない通常出力運転時においては、図７の減速材付核燃料集合体（１３０）の中央部の核燃料棒（３１）の高富化度ＭＯＸ部で発生した高速中性子は核燃料棒（３１）の周囲の比較的豊富な冷却水（３７）により減速されてかなりのものが中速中性子になり物質透過力が弱まるため殆どの中速中性子は核燃料棒（３１）の高富化度ＭＯＸ部でのプルトニウムの核分裂に寄与する。親物質棒（１３２）迄到達した中速中性子は親物質棒（１３２）のウラン２３８に吸収されて転換比増加に寄与する。
ボイドが増加した場合、核燃料棒（３１）の高富化度ＭＯＸ部で発生した高速中性子は、核燃料棒（３１）の周囲には冷却水（３７）が少なくなるため減速され難くなるため高速中性子割合が増加する。高速中性子は物質透過力が高く漏洩し易く、近傍の高富化度ＭＯＸは元より親物質棒（１３２）も透過し固体減速材（１３５）に達し減速される。減速材は高速中性子に対しても減速させる作用が強く、高速中性子を透過させることなく減速させ中速中性子にする。中速中性子は透過力が弱く遠くまで行けずに隣接する親物質棒（１３２）のウラン２３８に吸収される。ウラン２３８は高速中性子を吸収する作用は弱いが、数エレクトロンボルトから１００エレクトロンボルトの速さの中速中性子を吸収する作用が非常に強い。この結果、ボイド反応度係数は負になる。
固体減速材（１３５）を設けた分、制御棒は薄くした。薄型にできたのは、薄型制御棒（６０）に隣接する固体減速材（１３５）が中速中性子を多く生成するためである。中速中性子はハフニウムまたは焼結炭化ホウ素または焼結酸化ユーロピウムといった物質に非常に強く吸収されるため厚さが薄くても中性子吸収効果が高いためである。
固体減速材（１３５）に接する親物質棒（１３２）を酸化プルトニウムが２ｗｔ％以上の富化度のＭＯＸ燃料とした場合にはウラン２３８が少ないため中性子吸収作用が弱まってボイド反応度係数を負にする効果が弱まる。
図６では現在運転中の沸騰水型原子炉への適用が容易なように従来の核燃料集合体（３０）に近い大きさとして、薄型制御棒（６０）とは反対側の漏洩冷却水（３６）領域を残した。この領域に中空または中性子散乱作用の小さいジルコニアを充填した水排除板を装荷すれば運転時の転換比が向上し経済性が上がる。
なお、薄型制御棒（６０）４体で囲まれた減速材付核燃料集合体（１３０）４体を一体化した図８に示す本発明の大型減速材付核燃料集合体（２３０）では、漏洩冷却水（３６）領域が排除されると共にその領域に核燃料棒（３１）が装荷されるため出力が増加し経済性が更に向上する。
中速中性子吸収作用の強いアメリシウムを親物質棒（１３２）に添加すると、固体減速材（１３５）で生成された中速中性子を吸収しボイド反応度係数を負にする。
【０００６】
【発明の効果】
核燃料棒稠密度の高い核燃料集合体であるから、高速中性子によりプルトニウムが有効に燃焼するため転換比が高くなりプルトニウムの利用効率が上がり経済性が向上するのは従来と同様である。
核燃料棒稠密度の高い核燃料集合体はボイド反応度係数が正になり易いという安全性上の問題は、薄型制御棒（６０）側のチャンネルボックス（３５）に固体減速材（１３５）を付帯せしめ、この固体減速材（１３５）に面した核燃料棒を親物質棒（１３２）としたことにより転換比の低下という犠牲を払うことなくボイド反応度係数を負にできるため解決できる。
薄型制御棒（６０）にはフォロワーを付けなくてもよいため、制御棒を炉心に挿入する際炉心の上にフォロワーが突きでることを耐震設計等で考慮する必要がない。したがって、炉心高さへの設計上の配慮が軽減される。フォロワーを付けた場合は転換比の高い原子炉となる。
【０００７】
【その他実施例１】
転換比を向上させるために核燃料棒稠密度を上げるには核燃料集合体形状を６角にし、核燃料棒配列を３角形配列にすればよい。ナトリウム冷却高速増殖炉の場合がそうである。
現在運転されている沸騰水型原子炉の核燃料棒稠密度を向上させるためには、核燃料集合体形状が現在運転されている沸騰水型原子炉に装荷されている核燃料集合体形状と同じ正４角形にして、核燃料棒配列は３角形配列とすればよい。
図９は核燃料棒だけからなる核燃料集合体内側形状が４角形で、１行が１９列の核燃料棒配列と１行が（１９−１）列の核燃料棒配列とを交互に並び代えて（１９＋２）行にした場合の、図中点線で示した３角形を単位とした３角形核燃料棒配列例である。外側の核燃料棒は劣化ウランの酸化物または酸化プルトニウムが２ｗｔ％以下のＭＯＸとしたが、ナトリウム冷却高速増殖炉等のようにボイド反応度係数が正になっても安全なように工夫を凝らした原子炉や、減速材である水領域を広げて核燃料棒度稠密度を低めて転換比は低下するがボイド反応度係数を負にしたプルサーマル炉のような場合は酸化プルトニウムが２ｗｔ％以上のＭＯＸであってもよい。
核燃料棒冷却上許容される核燃料棒中心間最小距離がｄの時、同一行における核燃料棒中心間距離Ｈをｄにとった正３角形配列は核燃料棒稠密度が最大になる。したがって、核燃料棒半径をｒとした時、図９の例では、行の最外側燃料棒間距離ＬＸは（１９−１）×ｄ＋ｒ×２＝１８×ｄ＋ｒ×２となる。隣接する行中心間距離ｖは、一辺の長さがｄの正三角形の高さであるｄ×３１／２ ／ ２で約０．８６６×ｄであるから列の最外側燃料棒間距離ＬＹは（１９＋２−１） ×０．８６６×ｄ＋ｒ×２＝１７．３２×ｄ＋ｒ×２となる。ＬＸはＬＹよりも０．６８×ｄだけ長く長方形状となってしまう。色々な原子炉内構造物との位置関係から正方形であることが望ましい。
一般には、正３角形核燃料棒配列ではＬＸとＬＹの長さが等しい正４角形にはならないが、ＬＸが短くなった場合は、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄよりも若干広げ、隣接する行中心間距離ｖを０．８６６×ｄよりも若干狭める。ＬＹが短くなった場合はＨをｄとし、ｖを０．８６６×ｄよりも若干広げることにより、核燃料棒の冷却許容される範囲内で稠密な、ＬＸ＝ＬＹとなる正４角形の核燃料集合体内側形状にすることができる。
図９の１行が１９列の核燃料棒配列と１行が（１９−１）列の核燃料棒配列とを交互に並び代えて（１９＋２）行にした場合において、隣接する核燃料棒中心間距離ＨをｄとするとＬＸは（１９−１）×ｄ＋ｒ×２となり、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（１９−１）／（１９＋２−１）＝０．９×ｄと若干広げるとＬＹも（１９−１）×ｄ＋ｒ×２となり、３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。
１行が１５列以上２５列以下の奇数ｎ１燃料配列と１行が（ｎ１−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ１＋２）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄとし、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ｎ１−１）／（ｎ１＋２−１） と若干広げると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。
１行が２７列以上３９列以下の奇数ｎ１燃料配列と１行が（ｎ１−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ１＋４）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄとし、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ｎ１−１）／（ｎ１＋４−１） と若干広げると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。
１行が７列以上で１３列以下の奇数ｎ２燃料配列と１行が（ｎ２−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ２＋２）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄ×（１＋Δ）と若干広げ、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ （ｎ２−１）／（ｎ２＋２−１） ）×（１＋Δ） とすると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。但し、Δは以下の式群から求まる。
Ｐ＝ （ （ｎ２−１）／（ｎ２＋２−１） ）２
ａ＝０．２５＋Ｐ
ｂ＝０．５＋Ｐ×２
ｃ＝０．７５− Ｐ
Ｑ２＝ｂ２ ＋ ４×ａ×ｃ
Δ＝ （ Ｑ−ｂ）／（ ２×ａ）
１行が１５列以上で２５列以下の奇数ｎ２燃料配列と１行が（ｎ２−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ２＋４）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄ×（１＋Δ）と若干広げ、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ （ｎ２−１）／（ｎ２＋４−１） ）×（１＋Δ） とすると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。但し、Δは前記式群において
Ｐ＝ （ （ｎ２−１）／（ｎ２＋４−１） ）２とすれば求まる。
１行が２７列以上で３９列以下の奇数ｎ２燃料配列と１行が（ｎ２−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ２＋６）行にした場合、
同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄ×（１＋Δ）と若干広げ、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ （ｎ２−１）／（ｎ２＋６−１） ）×（１＋Δ） とすると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。但し、Δは前記式群において
Ｐ＝ （ （ｎ２−１）／（ｎ２＋６−１） ）２とすれば求まる。
１行が１４列以上２０列以下の偶数ｎ３燃料配列と１行が（ｎ３−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ３＋１）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄとし、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ｎ３−１）／（ｎ３＋１−１） と若干広げると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。
１行が２２列以上３２列以下の偶数ｎ３燃料配列と１行が（ｎ３−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ３＋３）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄとし、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ｎ３−１）／（ｎ３＋３−１） と若干広げると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。
１行が１４列以上２０列以下の偶数ｎ４燃料配列と１行が（ｎ４−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ４＋２）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄとし、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ｎ４−１）／（ｎ４＋２−１） と若干広げると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。
１行が１０列または１２列の偶数ｎ５燃料配列と１行が（ｎ５−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ５＋２）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄ×（１＋Δ）と若干広げ、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ （ｎ５−１）／（ｎ５＋２−１） ）×（１＋Δ）とすると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。但し、Δは前記式群において
Ｐ＝ （ （ｎ５−１）／（ｎ５＋２−１） ）２ とすれば求まる。
１行が１０列以上２０列以下の偶数ｎ６燃料配列と１行が（ｎ６−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ６＋３）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄ×（１＋Δ）と若干広げ、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ （ｎ６−１）／（ｎ６＋３−１） ）×（１＋Δ）とすると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。但し、Δは前記式群において
Ｐ＝ （ （ｎ６−１）／（ｎ６＋３−１） ）２とすれば求まる。
１行が２２列以上３２列以下の偶数ｎ７燃料配列と１行が（ｎ７−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ７＋５）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄ×（１＋Δ）と若干広げ、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ （ｎ７−１）／（ｎ７＋５−１） ）×（１＋Δ）とすると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。但し、Δは前記式群において
Ｐ＝ （ （ｎ７−１）／（ｎ７＋５−１） ）２ とすれば求まる。
行数と列数の特別な組み合わせでは、核燃料棒配列を正３角形配列にしてもほぼ正４角形の核燃料集合体とすることができる。以下に例を挙げる。
１行が１３列と１２列の核燃料棒配列とを交互に並び代えて１５行にした場合、ＬＸ＝（１３−１）×ｄ＋ｒ×２＝１２×ｄ＋ｒ×２とＬＹ＝（１５−１）×０．８６６×ｄ＋ｒ×２＝１４×０．８６６×ｄ＋ｒ×２＝１２．１２×ｄ＋ｒ×２でほぼ正４角形である。ＬＸはＬＹに比べて０．１２×ｄ短い。そこで、ＬＸとＬＹのうち短い側のチャンネルボックス（３５）または固体減速材（１３５）厚さを外側に厚くして、チャンネルボックス（３５）と固体減速材（１３５）とからなる核燃料集合外側形状を正４角形にすることができる。本例ではＬＸ側のチャンネルボックス（３５）または固体減速材（１３５）厚さを外側に、片側０．０６×ｄずつ合計０．１２×ｄ厚くすればチャンネルボックス（３５）と固体減速材（１３５）とからなる核燃料集合外側形状を正４角形にすることができる。以下同様である。
１行が１５列と１４列の核燃料棒配列とを１７行にした場合も、
ＬＸ＝１４×ｄ＋ｒ×２とＬＹ＝１３．８６×ｄ＋ｒ×２でほぼ正４角形である。
１行が１４列と１３列の核燃料棒配列とを１６行にした場合も、
ＬＸ＝１３×ｄ＋ｒ×２とＬＹ＝１２．９９×ｄ＋ｒ×２でほぼ正４角形である。
１行が２５列と２４列の核燃料棒配列とを２９行にした場合も、
ＬＸ＝２４×ｄ＋ｒ×２とＬＹ＝２４．２５×ｄ＋ｒ×２でほぼ正４角形である。
１行が２７列と２６列の核燃料棒配列とを３１行にした場合も、
ＬＸ＝２６×ｄ＋ｒ×２とＬＹ＝２５．９８×ｄ＋ｒ×２でほぼ正４角形である。
１行が６列と５列の核燃料棒配列とを７行にした場合も、
ＬＸ＝５×ｄ＋ｒ×２とＬＹ＝５．２０×ｄ＋ｒ×２でほぼ正４角形である。
１行が８列と７列の核燃料棒配列とを９行にした場合も、
ＬＸ＝７×ｄ＋ｒ×２とＬＹ＝６．９３×ｄ＋ｒ×２でほぼ正４角形である。
１行が２０列と１９列の核燃料棒配列とを２３行にした場合も、
ＬＸ＝１９×ｄ＋ｒ×２とＬＹ＝１９．０５×ｄ＋ｒ×２でほぼ正４角形である。
１行が２２列と２１列の核燃料棒配列とを２５行にした場合も、
ＬＸ＝２１×ｄ＋ｒ×２とＬＹ＝２０．７８×ｄ＋ｒ×２でほぼ正４角形である。
減速材付核燃料集合体（１３０）において、本実施例における３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすれば核燃料棒稠密度が向上し、ボイド反応度係数が負で転換比の高い核燃料集合体となる。
なお、行数と列数の特別な組み合わせの場合には、核燃料棒配列を正３角形配列にし、チャンネルボックス（３５）と固体減速材（１３５）の厚さを調節してチャンネルボックス（３５）と固体減速材（１３５）とからなる核燃料集合体外側形状を正４角形にすることができる。
なお、熱中性子利用の現在稼動中の水冷却型原子炉やプルサーマル炉に装荷せる断面積形状が正４角の核燃料集合体において、本実施例のような３角形核燃料棒配列を採用すれば線出力密度の低下等により安全性が向上する。安全性を従来のままとすれば出力を増加させることができるため経済性が向上する。
【０００８】
【その他実施例２】
図１０は、本実施例における軸多領域核燃料棒（３０１）の概略断面図である。軸高富化度ＭＯＸ（３４４）領域と、高さ方向に約３０ｃｍ置きに厚さが０．１ｃｍから１０ｃｍの軸固体減速材（３４６）領域を厚さが１ｃｍから１０ｃｍの軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域で挟んだ領域を設け、上端は軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域の上に軸固体減速材（３４６）領域を設け、下端は軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域の下に軸固体減速材（３４６）領域を設けたことを特徴とする、ボイド反応度係数が負になる軸多領域核燃料棒（３０１）である。この核燃料棒を束ねることによりボイド反応度係数が負になる軸多領域核燃料集合体とすることができる。
軸固体減速材（３４６）領域は、水素化ジルコニウムまたは重水素化ジルコニウムまたはベリリウムまたは酸化ベリリウムまたは水素化リチウム７または重水素化リチウム７または炭化ホウ素１１または炭素または３ホウ素１１化ジルコニウムの固体減速材とする。固体減速材はジルコニウム合金やステンレス鋼や酸化ジルコニウまたはアルミナの焼結材で被覆しペレット形状にすると取り扱いが燃料ペレットと同様になり便利である。軸高富化度ＭＯＸ（３４４）領域は酸化プルトニウムが１０ｗｔ％以上のＭＯＸからなる核燃料ペレットとする。
軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域は酸化プルトニウムが２ｗｔ％以下のＭＯＸまたは劣化ウランの酸化物からなる核燃料ペレットとする。
比較的ボイドが少ない通常出力運転時においては、軸高富化度ＭＯＸ（３４４）領域で発生した高速中性子は多領域核燃料棒（２３１）の周囲の比較的豊富な冷却水（３７）により減速されてかなりのものが中速中性子になり物質透過力が弱まるため殆どの中速中性子は軸高富化度ＭＯＸ（３４４）領域でのプルトニウムの核分裂に寄与する。軸方向に隣接する軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域迄到達した中速中性子は軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域のウラン２３８により吸収されて転換比増加に寄与する。
ボイドが増加した場合、軸高富化度ＭＯＸ（３４４）領域で発生した高速中性子は多領域核燃料棒（２３１）の周囲には冷却水（３７）が少なくなるため減速され難くなるため高速中性子割合が増加する。高速中性子は物質透過力が高く漏洩し易く、近傍の高富化度ＭＯＸは元より隣接する軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域も透過し軸固体減速材（３４６）領域に達し減速される。減速材は高速中性子に対しても減速させる作用が強く、高速中性子を透過させることなく減速させ中速中性子にする。中速中性子は透過力が弱く遠くまで行けないため隣接する軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域のウラン２３８に吸収される。この結果、ボイド反応度係数は負になる。
ボイドが増加すると上端または下端から炉心外に漏洩する高速中性子割合が増加しボイド反応度係数は負になる方向ではあるが、漏洩した高速中性子のうちスプリング（４５）や下部端栓（４３）等の炉心外の構造材により反射されて炉心内に戻りプルトニウムの核分裂に寄与するためボイド反応度係数が負にならない場合がある。しかし、本実施例では炉心外の構造材により反射されて炉心内に戻る高速中性子は、上端または下端の軸固体減速材（３４６）領域で減速されて、当該固体減速材に隣接する軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域のウラン２３８に吸収されるためボイド反応度係数は負になる。
なお、軸低富化度ＭＯＸ（３４５）において、酸化アメリシウムを５ｗｔ％程度添加すれば中速中性子吸収が増しボイド反応度係数を負にする効果が増す。
軸固体減速材（３４６）領域を軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域で挟んだ領域が謂わば、ボイド反応度係数を負にする部品とみなせるため設計を幅広く実施することができる。ボイド反応度係数を負にしたまま転換比を高めたり、燃料棒高さを高くして線出力密度を低くしたり、富化度を高めて燃焼度を高めたりといった色々な核燃料集合体を設計することができる。
減速材を少なくし核燃料稠密度を高めて転換比の向上を図るナトリウム冷却または気体冷却または水冷却の原子炉の核燃料集合体において、本実施例の軸多領域核燃料棒（３０１）を採用すればボイド反応度係数が負で転換比の高い核燃料集合体になる。
【図面の簡単な説明】
【図１】沸騰水型原子炉における従来の核燃料集合体（３０）の斜視図。
【図２】核燃料棒（３１）の概略断面図。
【図３】核燃料棒（３１）の断面図。
【図４】原子炉停止時等において、従来の核燃料集合体（３０）とフォロワー付制御棒の中性子吸収材部（１１１）を配列した炉心の一部の平面図。
【図５】出力運転時等において、従来の核燃料集合体（３０）とフォロワー付制御棒のフォロワー部（１１２）を配列した炉心の一部の平面図。
【図６】原子炉停止時等において、本発明の減速材付核燃料集合体（１３０）と薄型制御棒（６０）を配列した炉心の一部の平面図。
【図７】出力運転時等において薄型制御棒（６０）が引き抜かれ、本発明の減速材付核燃料集合体（１３０）を配列した炉心の一部の平面図。
【図８】原子炉停止時等において、本発明の大型減速材付核燃料集合体（２３０）と薄型制御棒（６０）を配列した炉心の一部の平面図。
【図９】３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状が４角形の例
【図１０】本発明の軸多領域核燃料棒（３０１）の概略断面図
【符号の説明】
３０は核燃料集合体
３１は核燃料棒
３２は上側結合板
３３は下側結合板
３４はスペーサ
３５はチャンネルボックス
３６は漏洩冷却水
３７は冷却水
４１は被覆管
４２は上部端栓
４３は下部端栓
４４は核燃料ペレット
４５はスプリング
６０は薄型制御棒
１１１はフォロワー付制御棒の吸収材部
１１２はフォロワー付制御棒のフォロワー部
１３０は減速材付核燃料集合体
１３２は親物質棒
１３５は固体減速材
２３０は大型減速材付核燃料集合体
２４０は３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状が４角形の例
３０１は軸多領域核燃料棒
３４４は軸高富化度ＭＯＸ
３４５は軸低富化度ＭＯＸ
３４６は軸固体減速材
【発明の属する技術分野】
本発明は特に沸騰水型原子炉に使用して好適な核燃料集合体の改良に関する。
【０００２】
【従来の技術】
現在稼動中の沸騰水型原子炉の炉心は、高価な濃縮ウランを使用することや貯蔵量が多くなったプルトニウムを消費するために、熱中性子を利用する。しかし、濃縮ウランの残渣である劣化ウランの捨て場所不足により濃縮ウランの使用に問題が生じつつあることやプルトニウムの再処理技術向上による価格低下とあいまって、プルトニウムの有効利用が重要になっている。
吸収する一個の中性子当たり発生する中性子数Ｅは、プルトニウムでは速い中性子程大きくなる。Ｅが大きいと、核分裂し易いプルトニウムの消費量に対するウラン２３８等が中性子を吸収して核分裂し易いプルトニウムを生成する割合である転換比が高くなり、プルトニウムの利用効率が上がる。プルトニウムの有効利用には高速中性子利用が有利である。水素と酸素の軽い物質の化合物である冷却水が沢山あると、核分裂で生じた速度の速い中性子は軽い物質と衝突するたびに速度を落とすためＥが下がり転換比が低下するため経済性上好ましくない。そこで、高速中性子割合を多くするには、核燃料棒の冷却を損なわない範囲内で水領域を減らして核燃料棒を稠密に配列した核燃料集合体が開発途上にある。
図１は核燃料物質を内包する沸騰水型原子炉の開発途上の従来の核燃料集合体（３０）を示す斜視図である。核燃料集合体（３０）は、多数本正方格子状に配列された核燃料物質を内封している円柱形状の核燃料棒（３１）と、それ等の上端及び下端を夫々支持する上側結合板（３２）及び下側結合板（３３）と、前記核燃料棒（３１）の高さ途中に位置して燃料棒間の間隔を規制する数個のスペーサ（３４）と、これ等を覆うチャンネルボックス（３５）とから構成される。
核燃料棒（３１）は図２に示すように例えばジルカロイー２製の被覆管（４１）とこの被覆管（４１）の上下開口端を気密閉塞する上部端栓（４２）及び下部端栓（４３）と、被覆管（４１）内に装填される多数の核燃料ペレット（４４）と、核燃料ペレット（４４）の最上面と上部端栓（４２）との間に介在するスプリング（４５）とから構成されている。核燃料ペレット（４４）は、直径約８ｍｍ長さ約１０ｍｍ のＭＯＸと呼ばれるウラニウムとプルトニウムの混合酸化物を焼結した核燃料物質である。図３は核燃料棒（３１）の断面図である。
図４は高速中性子によりプルトニウムを燃焼させるために液体の割合が少なく核燃料棒割合が稠密な従来の核燃料集合体（３０）とフォロワー付制御棒の吸収材部（１１１）から構成された炉心の一部の平面図である。核燃料棒（３１）の間には熱を原子炉の外に取り出すための冷却水（３７）が二相流となって流れている。冷却水（３７）は下から未飽和水で入り上に流れるに従い核燃料棒から熱を吸収して蒸気になり、蒸気と液体とが混在した二相流となって上に流れ出る。チャンネルボックス（３５）の間には漏洩冷却水（３６）が流れている。
チャンネルボックス（３５）を広くして隣接するチャンネルボックス（３５）間の漏洩冷却水（３６）が流れる領域を狭くし、冷却水（３７）が流れる核燃料棒間隙は冷却に必要な分以外の余分な水を排除するように狭くして、液体の割合が少なく核燃料棒割合が稠密な炉心にしている。核燃料ペレット（４４）は酸化プルトニウムが１０ｗｔ％以上の高富化度ＭＯＸとしプルトニウムの核分裂が活発になるようにしている。
沸騰水型原子炉には、核燃料集合体（３０）４体に対し１体の割合でチャンネルボックス（３５）の間を上下に動く制御棒が装荷されている。中性子を吸収する性質の強い物質であるハフニウム等の中性子吸収体により原子炉出力を制御する。
図４は原子炉停止中等においてフォロワー付制御棒の吸収材部（１１１）が挿入されている状態を示している。出力運転中では核分裂を活発にするため、殆どの制御棒は中性子吸収体を炉心の下に引き、代わりに図５に示すようにフォロワー付制御棒のフォロワー部（１１２）が炉心の上から炉心に入ってくる。制御棒が抜けた部分に減速材である余分な漏洩冷却水（３６）が入らないように、酸化ジルコニウムや炭素からなるフォロワーを設けているのである。
【０００３】
【発明が解決しょうとする課題】
高速中性子によりプルトニウムを効率よく燃焼させるために、液体の割合が少なく核燃料棒割合が稠密な核燃料集合体は、安全性上問題となるボイド反応度係数が正になりやすい傾向がある。
中性子は軽い物質である液体の水により散乱されると速度を落とすが、同じ厚さの蒸気ボイドは密度が小さく真空に近いため、殆どの中性子は散乱されないから速度は落ちない。核分裂で生じた速度の速い高速中性子は、液体冷却水流入量が比較的多い運転時には液体である水に散乱されるため、速度の速い中性子割合が比較的少なくなる。
液体冷却水流入量が減少し液体である水の一部または全部が沸騰して蒸気ボイド割合が多くなると、液体が減少した分その軽い物質と衝突する割合が減少するため速度を落し難くなり速度の速い中性子割合が多くなる。プルトニウムのＥは、１００エレクトロンボルト以上の速い中性子に対し速度が早い程大きくなるため、水が減少するとプルトニウムは核分裂が活発になり出力が上昇し続ける。
このように、ボイドが増加すると核分裂が活発になることをボイド反応度係数が正になると言い、出力が上昇し続けるため安全性が問題になる。事故等により冷却水入口流量が減って水の割合が少なくなると冷却が減少してかつ出力も上昇するため燃料温度が上昇して安全性が脅かされることになる。
【０００４】
【課題を解決するための手段】
図６は本発明の減速材付核燃料集合体（１３０）を配列した炉心の一部の平面図である。減速材付核燃料集合体（１３０）の斜視図は図１の従来の核燃料集合体（３０）とほぼ同じであり、チャンネルボックス（３５）に固体減速材（１３５）を付帯せしめた。減速材付核燃料集合体（１３０）の中央部の核燃料棒（３１）には酸化プルトニウムが１０ｗｔ％以上の高富化度ＭＯＸを充填し、制御棒厚さを薄くした薄型制御棒（６０）に面した核燃料棒には劣化ウランの酸化物または酸化プルトニウムが２ｗｔ％以下のＭＯＸを充填した親物質棒（１３２）とし、薄型制御棒（６０）に面した側のチャンネルボックス（３５）の内面または外面に固体減速材（１３５）を付帯せしめたことを特徴とする。固体減速材（１３５）の材料として水素化ジルコニウムまたは重水素化ジルコニウムまたはベリリウムまたは酸化ベリリウムまたは水素化リチウム７または重水素化リチウム７または炭化ホウ素１１または炭素または３ホウ素１１化ジルコニウムとする。固体減速材（１３５）はジルコニウム合金やステンレス鋼で被覆し、チャンネルボックス（３５）と密着させる。なお、薄型制御棒（６０）に面した側のチャンネルボックス（３５）に固体減速材（１３５）を埋め込み一体化させることでも効果が得られる。その他チャンネルボックス（３５）を炭化ジルコニウムや炭化珪素のような固体減速材である炭素を組成に含む材質とし薄型制御棒（６０）に面した側を厚くしても効果が得られる。
前記固体減速材（１３５）の材料の内リチウム７は、天然に存在するリチウムから中性子吸収作用の強いリチウム６を分離除去したものである。リチウム６は将来核融合に使われるため、副産物として保管される。
前記固体減速材（１３５）の材料の内ホウ素１１は、天然に存在するホウ素から中性子吸収作用の強いホウ素１０を分離除去したものである。ホウ素１０は将来ナトリウム冷却高速増殖炉の制御棒に使われるため、副産物として保管される。或いは、薄型制御棒（６０）のための濃縮ホウ素の原材料とする。
薄型制御棒（６０）にはフォロワーは設けなくてもよい。出力運転中は、薄型制御棒（６０）は図７に示すように炉心の下に引き抜かれ、隣接するチャンネルボックス（３５）間隙には漏洩冷却水（３６）が入る。
なお、薄型制御棒（６０）をフォロワー付とした場合は、フォロワー部材料を前記固体減速材（１３５）とする。
薄型制御棒（６０）の制御材としては、中性子吸収作用が強く構造材として強度も高い、ハフニウムまたは焼結炭化ホウ素または３ホウ化ジルコニウムまたは焼結酸化ユーロピウムが適している。ホウ素化合物のホウ素として、天然ホウ素から中性子吸収作用の強いホウ素１０を濃縮した濃縮ホウ素とすれば使用寿命が延びて経済性が向上する。
なお、前記親物質棒（１３２）において、酸化アメリシウムを５ｗｔ％程度添加すれば中速中性子吸収が増しボイド反応度係数を負にする効果が増す。
【０００５】
【発明の実施の形態】
比較的ボイドが少ない通常出力運転時においては、図７の減速材付核燃料集合体（１３０）の中央部の核燃料棒（３１）の高富化度ＭＯＸ部で発生した高速中性子は核燃料棒（３１）の周囲の比較的豊富な冷却水（３７）により減速されてかなりのものが中速中性子になり物質透過力が弱まるため殆どの中速中性子は核燃料棒（３１）の高富化度ＭＯＸ部でのプルトニウムの核分裂に寄与する。親物質棒（１３２）迄到達した中速中性子は親物質棒（１３２）のウラン２３８に吸収されて転換比増加に寄与する。
ボイドが増加した場合、核燃料棒（３１）の高富化度ＭＯＸ部で発生した高速中性子は、核燃料棒（３１）の周囲には冷却水（３７）が少なくなるため減速され難くなるため高速中性子割合が増加する。高速中性子は物質透過力が高く漏洩し易く、近傍の高富化度ＭＯＸは元より親物質棒（１３２）も透過し固体減速材（１３５）に達し減速される。減速材は高速中性子に対しても減速させる作用が強く、高速中性子を透過させることなく減速させ中速中性子にする。中速中性子は透過力が弱く遠くまで行けずに隣接する親物質棒（１３２）のウラン２３８に吸収される。ウラン２３８は高速中性子を吸収する作用は弱いが、数エレクトロンボルトから１００エレクトロンボルトの速さの中速中性子を吸収する作用が非常に強い。この結果、ボイド反応度係数は負になる。
固体減速材（１３５）を設けた分、制御棒は薄くした。薄型にできたのは、薄型制御棒（６０）に隣接する固体減速材（１３５）が中速中性子を多く生成するためである。中速中性子はハフニウムまたは焼結炭化ホウ素または焼結酸化ユーロピウムといった物質に非常に強く吸収されるため厚さが薄くても中性子吸収効果が高いためである。
固体減速材（１３５）に接する親物質棒（１３２）を酸化プルトニウムが２ｗｔ％以上の富化度のＭＯＸ燃料とした場合にはウラン２３８が少ないため中性子吸収作用が弱まってボイド反応度係数を負にする効果が弱まる。
図６では現在運転中の沸騰水型原子炉への適用が容易なように従来の核燃料集合体（３０）に近い大きさとして、薄型制御棒（６０）とは反対側の漏洩冷却水（３６）領域を残した。この領域に中空または中性子散乱作用の小さいジルコニアを充填した水排除板を装荷すれば運転時の転換比が向上し経済性が上がる。
なお、薄型制御棒（６０）４体で囲まれた減速材付核燃料集合体（１３０）４体を一体化した図８に示す本発明の大型減速材付核燃料集合体（２３０）では、漏洩冷却水（３６）領域が排除されると共にその領域に核燃料棒（３１）が装荷されるため出力が増加し経済性が更に向上する。
中速中性子吸収作用の強いアメリシウムを親物質棒（１３２）に添加すると、固体減速材（１３５）で生成された中速中性子を吸収しボイド反応度係数を負にする。
【０００６】
【発明の効果】
核燃料棒稠密度の高い核燃料集合体であるから、高速中性子によりプルトニウムが有効に燃焼するため転換比が高くなりプルトニウムの利用効率が上がり経済性が向上するのは従来と同様である。
核燃料棒稠密度の高い核燃料集合体はボイド反応度係数が正になり易いという安全性上の問題は、薄型制御棒（６０）側のチャンネルボックス（３５）に固体減速材（１３５）を付帯せしめ、この固体減速材（１３５）に面した核燃料棒を親物質棒（１３２）としたことにより転換比の低下という犠牲を払うことなくボイド反応度係数を負にできるため解決できる。
薄型制御棒（６０）にはフォロワーを付けなくてもよいため、制御棒を炉心に挿入する際炉心の上にフォロワーが突きでることを耐震設計等で考慮する必要がない。したがって、炉心高さへの設計上の配慮が軽減される。フォロワーを付けた場合は転換比の高い原子炉となる。
【０００７】
【その他実施例１】
転換比を向上させるために核燃料棒稠密度を上げるには核燃料集合体形状を６角にし、核燃料棒配列を３角形配列にすればよい。ナトリウム冷却高速増殖炉の場合がそうである。
現在運転されている沸騰水型原子炉の核燃料棒稠密度を向上させるためには、核燃料集合体形状が現在運転されている沸騰水型原子炉に装荷されている核燃料集合体形状と同じ正４角形にして、核燃料棒配列は３角形配列とすればよい。
図９は核燃料棒だけからなる核燃料集合体内側形状が４角形で、１行が１９列の核燃料棒配列と１行が（１９−１）列の核燃料棒配列とを交互に並び代えて（１９＋２）行にした場合の、図中点線で示した３角形を単位とした３角形核燃料棒配列例である。外側の核燃料棒は劣化ウランの酸化物または酸化プルトニウムが２ｗｔ％以下のＭＯＸとしたが、ナトリウム冷却高速増殖炉等のようにボイド反応度係数が正になっても安全なように工夫を凝らした原子炉や、減速材である水領域を広げて核燃料棒度稠密度を低めて転換比は低下するがボイド反応度係数を負にしたプルサーマル炉のような場合は酸化プルトニウムが２ｗｔ％以上のＭＯＸであってもよい。
核燃料棒冷却上許容される核燃料棒中心間最小距離がｄの時、同一行における核燃料棒中心間距離Ｈをｄにとった正３角形配列は核燃料棒稠密度が最大になる。したがって、核燃料棒半径をｒとした時、図９の例では、行の最外側燃料棒間距離ＬＸは（１９−１）×ｄ＋ｒ×２＝１８×ｄ＋ｒ×２となる。隣接する行中心間距離ｖは、一辺の長さがｄの正三角形の高さであるｄ×３１／２ ／ ２で約０．８６６×ｄであるから列の最外側燃料棒間距離ＬＹは（１９＋２−１） ×０．８６６×ｄ＋ｒ×２＝１７．３２×ｄ＋ｒ×２となる。ＬＸはＬＹよりも０．６８×ｄだけ長く長方形状となってしまう。色々な原子炉内構造物との位置関係から正方形であることが望ましい。
一般には、正３角形核燃料棒配列ではＬＸとＬＹの長さが等しい正４角形にはならないが、ＬＸが短くなった場合は、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄよりも若干広げ、隣接する行中心間距離ｖを０．８６６×ｄよりも若干狭める。ＬＹが短くなった場合はＨをｄとし、ｖを０．８６６×ｄよりも若干広げることにより、核燃料棒の冷却許容される範囲内で稠密な、ＬＸ＝ＬＹとなる正４角形の核燃料集合体内側形状にすることができる。
図９の１行が１９列の核燃料棒配列と１行が（１９−１）列の核燃料棒配列とを交互に並び代えて（１９＋２）行にした場合において、隣接する核燃料棒中心間距離ＨをｄとするとＬＸは（１９−１）×ｄ＋ｒ×２となり、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（１９−１）／（１９＋２−１）＝０．９×ｄと若干広げるとＬＹも（１９−１）×ｄ＋ｒ×２となり、３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。
１行が１５列以上２５列以下の奇数ｎ１燃料配列と１行が（ｎ１−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ１＋２）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄとし、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ｎ１−１）／（ｎ１＋２−１） と若干広げると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。
１行が２７列以上３９列以下の奇数ｎ１燃料配列と１行が（ｎ１−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ１＋４）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄとし、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ｎ１−１）／（ｎ１＋４−１） と若干広げると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。
１行が７列以上で１３列以下の奇数ｎ２燃料配列と１行が（ｎ２−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ２＋２）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄ×（１＋Δ）と若干広げ、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ （ｎ２−１）／（ｎ２＋２−１） ）×（１＋Δ） とすると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。但し、Δは以下の式群から求まる。
Ｐ＝ （ （ｎ２−１）／（ｎ２＋２−１） ）２
ａ＝０．２５＋Ｐ
ｂ＝０．５＋Ｐ×２
ｃ＝０．７５− Ｐ
Ｑ２＝ｂ２ ＋ ４×ａ×ｃ
Δ＝ （ Ｑ−ｂ）／（ ２×ａ）
１行が１５列以上で２５列以下の奇数ｎ２燃料配列と１行が（ｎ２−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ２＋４）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄ×（１＋Δ）と若干広げ、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ （ｎ２−１）／（ｎ２＋４−１） ）×（１＋Δ） とすると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。但し、Δは前記式群において
Ｐ＝ （ （ｎ２−１）／（ｎ２＋４−１） ）２とすれば求まる。
１行が２７列以上で３９列以下の奇数ｎ２燃料配列と１行が（ｎ２−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ２＋６）行にした場合、
同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄ×（１＋Δ）と若干広げ、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ （ｎ２−１）／（ｎ２＋６−１） ）×（１＋Δ） とすると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。但し、Δは前記式群において
Ｐ＝ （ （ｎ２−１）／（ｎ２＋６−１） ）２とすれば求まる。
１行が１４列以上２０列以下の偶数ｎ３燃料配列と１行が（ｎ３−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ３＋１）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄとし、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ｎ３−１）／（ｎ３＋１−１） と若干広げると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。
１行が２２列以上３２列以下の偶数ｎ３燃料配列と１行が（ｎ３−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ３＋３）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄとし、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ｎ３−１）／（ｎ３＋３−１） と若干広げると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。
１行が１４列以上２０列以下の偶数ｎ４燃料配列と１行が（ｎ４−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ４＋２）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄとし、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ｎ４−１）／（ｎ４＋２−１） と若干広げると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。
１行が１０列または１２列の偶数ｎ５燃料配列と１行が（ｎ５−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ５＋２）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄ×（１＋Δ）と若干広げ、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ （ｎ５−１）／（ｎ５＋２−１） ）×（１＋Δ）とすると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。但し、Δは前記式群において
Ｐ＝ （ （ｎ５−１）／（ｎ５＋２−１） ）２ とすれば求まる。
１行が１０列以上２０列以下の偶数ｎ６燃料配列と１行が（ｎ６−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ６＋３）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄ×（１＋Δ）と若干広げ、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ （ｎ６−１）／（ｎ６＋３−１） ）×（１＋Δ）とすると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。但し、Δは前記式群において
Ｐ＝ （ （ｎ６−１）／（ｎ６＋３−１） ）２とすれば求まる。
１行が２２列以上３２列以下の偶数ｎ７燃料配列と１行が（ｎ７−１）列の燃料配列とを交互に並び代えて（ｎ７＋５）行にした場合、同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄ×（１＋Δ）と若干広げ、隣接する行中心間距離ｖをｄ×（ （ｎ７−１）／（ｎ７＋５−１） ）×（１＋Δ）とすると３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすることができる。但し、Δは前記式群において
Ｐ＝ （ （ｎ７−１）／（ｎ７＋５−１） ）２ とすれば求まる。
行数と列数の特別な組み合わせでは、核燃料棒配列を正３角形配列にしてもほぼ正４角形の核燃料集合体とすることができる。以下に例を挙げる。
１行が１３列と１２列の核燃料棒配列とを交互に並び代えて１５行にした場合、ＬＸ＝（１３−１）×ｄ＋ｒ×２＝１２×ｄ＋ｒ×２とＬＹ＝（１５−１）×０．８６６×ｄ＋ｒ×２＝１４×０．８６６×ｄ＋ｒ×２＝１２．１２×ｄ＋ｒ×２でほぼ正４角形である。ＬＸはＬＹに比べて０．１２×ｄ短い。そこで、ＬＸとＬＹのうち短い側のチャンネルボックス（３５）または固体減速材（１３５）厚さを外側に厚くして、チャンネルボックス（３５）と固体減速材（１３５）とからなる核燃料集合外側形状を正４角形にすることができる。本例ではＬＸ側のチャンネルボックス（３５）または固体減速材（１３５）厚さを外側に、片側０．０６×ｄずつ合計０．１２×ｄ厚くすればチャンネルボックス（３５）と固体減速材（１３５）とからなる核燃料集合外側形状を正４角形にすることができる。以下同様である。
１行が１５列と１４列の核燃料棒配列とを１７行にした場合も、
ＬＸ＝１４×ｄ＋ｒ×２とＬＹ＝１３．８６×ｄ＋ｒ×２でほぼ正４角形である。
１行が１４列と１３列の核燃料棒配列とを１６行にした場合も、
ＬＸ＝１３×ｄ＋ｒ×２とＬＹ＝１２．９９×ｄ＋ｒ×２でほぼ正４角形である。
１行が２５列と２４列の核燃料棒配列とを２９行にした場合も、
ＬＸ＝２４×ｄ＋ｒ×２とＬＹ＝２４．２５×ｄ＋ｒ×２でほぼ正４角形である。
１行が２７列と２６列の核燃料棒配列とを３１行にした場合も、
ＬＸ＝２６×ｄ＋ｒ×２とＬＹ＝２５．９８×ｄ＋ｒ×２でほぼ正４角形である。
１行が６列と５列の核燃料棒配列とを７行にした場合も、
ＬＸ＝５×ｄ＋ｒ×２とＬＹ＝５．２０×ｄ＋ｒ×２でほぼ正４角形である。
１行が８列と７列の核燃料棒配列とを９行にした場合も、
ＬＸ＝７×ｄ＋ｒ×２とＬＹ＝６．９３×ｄ＋ｒ×２でほぼ正４角形である。
１行が２０列と１９列の核燃料棒配列とを２３行にした場合も、
ＬＸ＝１９×ｄ＋ｒ×２とＬＹ＝１９．０５×ｄ＋ｒ×２でほぼ正４角形である。
１行が２２列と２１列の核燃料棒配列とを２５行にした場合も、
ＬＸ＝２１×ｄ＋ｒ×２とＬＹ＝２０．７８×ｄ＋ｒ×２でほぼ正４角形である。
減速材付核燃料集合体（１３０）において、本実施例における３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状がＬＸ＝ＬＹの正４角形とすれば核燃料棒稠密度が向上し、ボイド反応度係数が負で転換比の高い核燃料集合体となる。
なお、行数と列数の特別な組み合わせの場合には、核燃料棒配列を正３角形配列にし、チャンネルボックス（３５）と固体減速材（１３５）の厚さを調節してチャンネルボックス（３５）と固体減速材（１３５）とからなる核燃料集合体外側形状を正４角形にすることができる。
なお、熱中性子利用の現在稼動中の水冷却型原子炉やプルサーマル炉に装荷せる断面積形状が正４角の核燃料集合体において、本実施例のような３角形核燃料棒配列を採用すれば線出力密度の低下等により安全性が向上する。安全性を従来のままとすれば出力を増加させることができるため経済性が向上する。
【０００８】
【その他実施例２】
図１０は、本実施例における軸多領域核燃料棒（３０１）の概略断面図である。軸高富化度ＭＯＸ（３４４）領域と、高さ方向に約３０ｃｍ置きに厚さが０．１ｃｍから１０ｃｍの軸固体減速材（３４６）領域を厚さが１ｃｍから１０ｃｍの軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域で挟んだ領域を設け、上端は軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域の上に軸固体減速材（３４６）領域を設け、下端は軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域の下に軸固体減速材（３４６）領域を設けたことを特徴とする、ボイド反応度係数が負になる軸多領域核燃料棒（３０１）である。この核燃料棒を束ねることによりボイド反応度係数が負になる軸多領域核燃料集合体とすることができる。
軸固体減速材（３４６）領域は、水素化ジルコニウムまたは重水素化ジルコニウムまたはベリリウムまたは酸化ベリリウムまたは水素化リチウム７または重水素化リチウム７または炭化ホウ素１１または炭素または３ホウ素１１化ジルコニウムの固体減速材とする。固体減速材はジルコニウム合金やステンレス鋼や酸化ジルコニウまたはアルミナの焼結材で被覆しペレット形状にすると取り扱いが燃料ペレットと同様になり便利である。軸高富化度ＭＯＸ（３４４）領域は酸化プルトニウムが１０ｗｔ％以上のＭＯＸからなる核燃料ペレットとする。
軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域は酸化プルトニウムが２ｗｔ％以下のＭＯＸまたは劣化ウランの酸化物からなる核燃料ペレットとする。
比較的ボイドが少ない通常出力運転時においては、軸高富化度ＭＯＸ（３４４）領域で発生した高速中性子は多領域核燃料棒（２３１）の周囲の比較的豊富な冷却水（３７）により減速されてかなりのものが中速中性子になり物質透過力が弱まるため殆どの中速中性子は軸高富化度ＭＯＸ（３４４）領域でのプルトニウムの核分裂に寄与する。軸方向に隣接する軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域迄到達した中速中性子は軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域のウラン２３８により吸収されて転換比増加に寄与する。
ボイドが増加した場合、軸高富化度ＭＯＸ（３４４）領域で発生した高速中性子は多領域核燃料棒（２３１）の周囲には冷却水（３７）が少なくなるため減速され難くなるため高速中性子割合が増加する。高速中性子は物質透過力が高く漏洩し易く、近傍の高富化度ＭＯＸは元より隣接する軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域も透過し軸固体減速材（３４６）領域に達し減速される。減速材は高速中性子に対しても減速させる作用が強く、高速中性子を透過させることなく減速させ中速中性子にする。中速中性子は透過力が弱く遠くまで行けないため隣接する軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域のウラン２３８に吸収される。この結果、ボイド反応度係数は負になる。
ボイドが増加すると上端または下端から炉心外に漏洩する高速中性子割合が増加しボイド反応度係数は負になる方向ではあるが、漏洩した高速中性子のうちスプリング（４５）や下部端栓（４３）等の炉心外の構造材により反射されて炉心内に戻りプルトニウムの核分裂に寄与するためボイド反応度係数が負にならない場合がある。しかし、本実施例では炉心外の構造材により反射されて炉心内に戻る高速中性子は、上端または下端の軸固体減速材（３４６）領域で減速されて、当該固体減速材に隣接する軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域のウラン２３８に吸収されるためボイド反応度係数は負になる。
なお、軸低富化度ＭＯＸ（３４５）において、酸化アメリシウムを５ｗｔ％程度添加すれば中速中性子吸収が増しボイド反応度係数を負にする効果が増す。
軸固体減速材（３４６）領域を軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域で挟んだ領域が謂わば、ボイド反応度係数を負にする部品とみなせるため設計を幅広く実施することができる。ボイド反応度係数を負にしたまま転換比を高めたり、燃料棒高さを高くして線出力密度を低くしたり、富化度を高めて燃焼度を高めたりといった色々な核燃料集合体を設計することができる。
減速材を少なくし核燃料稠密度を高めて転換比の向上を図るナトリウム冷却または気体冷却または水冷却の原子炉の核燃料集合体において、本実施例の軸多領域核燃料棒（３０１）を採用すればボイド反応度係数が負で転換比の高い核燃料集合体になる。
【図面の簡単な説明】
【図１】沸騰水型原子炉における従来の核燃料集合体（３０）の斜視図。
【図２】核燃料棒（３１）の概略断面図。
【図３】核燃料棒（３１）の断面図。
【図４】原子炉停止時等において、従来の核燃料集合体（３０）とフォロワー付制御棒の中性子吸収材部（１１１）を配列した炉心の一部の平面図。
【図５】出力運転時等において、従来の核燃料集合体（３０）とフォロワー付制御棒のフォロワー部（１１２）を配列した炉心の一部の平面図。
【図６】原子炉停止時等において、本発明の減速材付核燃料集合体（１３０）と薄型制御棒（６０）を配列した炉心の一部の平面図。
【図７】出力運転時等において薄型制御棒（６０）が引き抜かれ、本発明の減速材付核燃料集合体（１３０）を配列した炉心の一部の平面図。
【図８】原子炉停止時等において、本発明の大型減速材付核燃料集合体（２３０）と薄型制御棒（６０）を配列した炉心の一部の平面図。
【図９】３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状が４角形の例
【図１０】本発明の軸多領域核燃料棒（３０１）の概略断面図
【符号の説明】
３０は核燃料集合体
３１は核燃料棒
３２は上側結合板
３３は下側結合板
３４はスペーサ
３５はチャンネルボックス
３６は漏洩冷却水
３７は冷却水
４１は被覆管
４２は上部端栓
４３は下部端栓
４４は核燃料ペレット
４５はスプリング
６０は薄型制御棒
１１１はフォロワー付制御棒の吸収材部
１１２はフォロワー付制御棒のフォロワー部
１３０は減速材付核燃料集合体
１３２は親物質棒
１３５は固体減速材
２３０は大型減速材付核燃料集合体
２４０は３角形核燃料棒配列で核燃料集合体内側形状が４角形の例
３０１は軸多領域核燃料棒
３４４は軸高富化度ＭＯＸ
３４５は軸低富化度ＭＯＸ
３４６は軸固体減速材
Claims (7)
- 沸騰水型原子炉の核燃料物質を内包する核燃料棒を束ねた核燃料集合体において、中央部の核燃料棒（３１）には高富化度ＭＯＸを充填し、制御棒厚さを薄くした薄型制御棒（６０）に面した核燃料棒は劣化ウランの酸化物または酸化プルトニウムが２ｗｔ％以下のＭＯＸを充填した親物質棒（１３２）とし、薄型制御棒（６０）に面した側のチャンネルボックス（３５）の内面または外面に固体減速材（１３５）を付帯せしめたことを特徴とした減速材付核燃料集合体（１３０）。
- 請求項１における固体減速材（１３５）の材料として重水素化ジルコニウムまたは水素化リチウム７または重水素化リチウム７または炭化ホウ素１１としたことを特徴とした減速材付核燃料集合体（１３０）。
- １行がｍ１列の核燃料棒配列と１行が（ｍ１−１）列の核燃料棒配列とを交互に並び代えて（ｍ１＋１）行以上にした３角形核燃料棒配列において、核燃料棒冷却上許容される核燃料棒中心間最小距離がｄの時、行の最外側燃料棒間距離ＬＸ が短くなった場合は同一行における隣接する核燃料棒中心間距離Ｈをｄよりも若干広げ、隣接する行中心間距離ｖを若干狭め、列の最外側燃料棒間距離ＬＹが短くなった場合はＨをｄとし、ｖを０．８６６×ｄよりも若干広げることにより、核燃料棒の冷却上許容される範囲内で稠密なＬＸ＝ＬＹとなる正４角形の核燃料集合体内側形状にしたことを特徴とする核燃料集合体。
- 核燃料棒配列が正３角形をした核燃料集合体において、ＬＸとＬＹのうち短い側のチャンネルボックス（３５）または固体減速材（１３５）厚さを外側に厚くして、核燃料集合体外側形状を正４角形にしたことを特徴とする核燃料集合体。
- 核燃料棒配列が正３角形をした核燃料集合体において、１行が１３列と１２列の核燃料棒配列とを交互に並び代えて１５行にし、ＬＸ側のチャンネルボックス（３５）または固体減速材（１３５）厚さを外側に片側０．０６×ｄずつ厚くし、核燃料集合体外側形状を正４角形にしたことを特徴とする核燃料集合体。
- 軸高富化度ＭＯＸ（３４４）領域と、高さ方向に約３０ｃｍ置きに厚さが０．１ｃｍから１０ｃｍの軸固体減速材（３４６）領域を厚さが１ｃｍから１０ｃｍの軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域で挟んだ領域を設け、上端は軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域の上に軸固体減速材（３４６）領域を設け、下端は軸低富化度ＭＯＸ（３４５）領域の下に軸固体減速材（３４６）領域を設けたことを特徴とする軸多領域核燃料棒（３０１）。
- 請求項６における軸多領域核燃料棒（３０１）を多数本束ねたことを特徴とする軸多領域核燃料集合体。
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|---|---|---|---|---|
| WO2011134757A1 (en) * | 2010-04-28 | 2011-11-03 | Westinghouse Electric Sweden Ab | A fuel channel arranged to be comprised by a fuel element for a fission reactor |
| WO2014025060A1 (ja) * | 2012-08-10 | 2014-02-13 | 京セラ株式会社 | チャンネルボックスおよびこれを備える燃料集合体 |
| CN111081390A (zh) * | 2019-12-31 | 2020-04-28 | 中国核动力研究设计院 | 一种增强慢化能力的双包壳燃料元件 |
-
2003
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| JPWO2014025060A1 (ja) * | 2012-08-10 | 2016-07-25 | 京セラ株式会社 | チャンネルボックスおよびこれを備える燃料集合体 |
| CN111081390A (zh) * | 2019-12-31 | 2020-04-28 | 中国核动力研究设计院 | 一种增强慢化能力的双包壳燃料元件 |
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