JP2007086078A - 核燃料集合体 - Google Patents

Abstract

【課題】ホウ素含有化合物を可燃性毒物として使用し、核燃料集合体を構成する燃料棒の大部分に分布させた核燃料集合体を提供する。
【解決手段】燃料集合体は、それぞれが複数の核燃料ペレットを含む複数の燃料棒から成り、燃料集合体を構成する燃料棒の５０％超における少なくとも１つの燃料ペレットが金属酸化物、金属炭化物または金属窒化物とホウ素含有化合物との焼結混合物から成る。
【選択図】図４

Description

本発明は発電用原子炉に使用される核燃料集合体に係わる。燃料集合体は核燃料にホウ素含有化合物を混合した燃料ペレットを含む。

加圧水型原子炉（ＰＷＲ）、重水または沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）のような典型的な原子炉において、炉心は多数の燃料集合体を含み、それぞれの燃料集合体は複数の細長い燃料要素または燃料棒から成る。それぞれの燃料棒は多くの場合、積重ねられた核燃料ペレットの形態を呈する二酸化ウラン（ＵＯ_２）または二酸化プルトニウム（ＰｕＯ_２）、または両者の混合物のような核分裂性物質を含有するが、環状または粒状の燃料が使用される場合もある。燃料棒は、高い核分裂率を、従って、大量の熱エネルギーの放出を持続させるに充分な中性子束を炉心に発生させるように配列される。炉心に発生する熱の一部を抽出して実質的な仕事をさせるため、炉心に冷却材、例えば、水が送入される。燃料棒のサイズおよび設計は所要の炉心サイズおよび原子炉サイズに応じて異なる。

新しい反射炉の起動時には、多くの場合、炉心は、炉心における位置および/またはそれぞれの濃縮レベルによって区別できる複数の、例えば、３つ以上の集合体群に分割される。例えば、第１のバッチまたは領域はウラニウム-２３５が２．０％の同位体含有量まで濃縮されており、第２のバッチまたは領域はウラニウム-２３５が２．５％まで濃縮されており、第３のバッチまたは領域はウラニウム-２３５が３．５％まで濃縮されている。約１０乃至２４ヶ月運転した後、多くの場合、原子炉を停止させ、第１の燃料バッチを抜き取り、それまでよりも高い濃縮レベル（好ましい最高濃縮レベル）の新しいバッチと交換する。以後のサイクルでは、約８乃至２４ヶ月の間隔でこのようなシーケンスを繰返す。上記のように燃料交換が必要になるのは原子炉が核装置として作用できるのは臨界質量の状態にある間に限られるからである。即ち、特定の期間、通常は約６乃至１８ヶ月に亘って作用できるように、燃料サイクルの開始時において、原子炉に充分な過剰反応度を与える。

原子炉はやや臨界超過の状態で動作するから、サイクル開始に際して供給される過剰反応度を相殺しなければならない。初期過剰反応度を相殺するため、炉心へ制御棒を挿入するか、または燃料に中性子吸収要素を添加するなど、種々の方法が考案されている。ここでは“可燃性毒物”または“可燃性吸収材”と呼ぶ公知の中性子吸収材として、例えば、ホウ素、ガドリニウム、カドミウム、サマリウム、エルビウム、ユウロピウム化合物が挙げられる。可燃性毒物は初期の過剰中性子量を吸収すると同時に、（最善の場合）新しいまたは追加の中性子を生成することなく、中性子吸収の結果として中性子を新しい毒物に変化させる。このような燃料要素の作用の初期段階において、過剰中性子が可燃性毒物によって吸収されるが、この可燃性毒物は、中性子稼働率が比較低くなる燃料要素寿命の後期において、燃料要素の反応度に殆ど影響しない中性子断面積が小さい要素に変化するのが好ましい。

ホウ素含有化合物またはその他の可燃性毒物が混合されている核燃料の焼結ペレットは公知である。例えば、米国特許第３，３４９，１５２号；第３，５２０，９５８号；および第４，７７４，０５１号を参照されたい。但し、ホウ素が燃料と反応する懸念があるため、また、ホウ素を使用すると、下記の反応に伴うヘリウムの蓄積から燃料棒に著しい内部昇圧が起こると考えられたから、大規模な地上原子炉において、ホウ素の可燃性吸収材を燃料と混合した核燃料ペレットが使用されることはなかった：
^１０Ｂ＋^１ｎ→^１１Ｂ（励起状態）→^４Ｈｅ＋^７Ｌｉ

現行の方法では、燃料と反応する恐れのない、例えば、ＺｒＢ_２のようなホウ素含有化合物でペレットの表面をコーティングする。しかし、これでは昇圧の問題を解決することはできず、個々の燃料棒内に含ませることができるコーティングの量が制限される。^１０Ｂローディングが低く、その分、本数が多い燃料棒を使用しなければならず、従って、夥しい数の燃料ペレットを処理し、コーティングすることが必要になるが、これには多額の費用を要し、結果的には間接費が増大する。さらにまた、コーティングを施される燃料と施されない燃料の製造および集合体形成の作業を分離する必要上、製造工程が複雑になる。事実、ペレットをコーティングするためのコストがその用途を制限し、上述した昇圧の問題に鑑み、燃料棒の本数が可能な限り少ない場合にのみ採用される。従来、燃料サイクルが比較的短く、^２３５Ｕ濃縮度が比較的低く、原子炉の総熱出力が比較的低いという理由でこの方式が受け入れられてきた。

ペレットにＧｄ_２Ｏ_３やＥｒ_２Ｏ_３のような化合物を直接添加することもできるが、これらの化合物は長寿命の広断面積残留反応性物質を残すから、これらの化合物はホウ素ほど好ましくない。

可燃性毒物を有する原子炉炉心の構成は公知である。例えば、米国特許第５，０７５，０７５号は核分裂性物質を含有するが可燃性吸収材は含有しない第１群の燃料棒と、核分裂性物質とともに可燃性吸収材をも含有する第２群の燃料棒とを有し、第１群における燃料棒の本数が第２群における燃料棒の本数よりも多い原子炉炉心を開示している。可燃性吸収材はエルビウム化合物とホウ素化合物の組み合わせから成る。

米国特許第５，３３７，３３７号が開示している燃料集合体においては、中性子吸収断面積が小さい可燃性毒物要素（例えば、フッ素）を含有する燃料棒を中性子エネルギーがソフトであって熱中性子束が大きい炉心領域に配置し、中性子吸収断面積が大きい可燃性毒物要素（例えば、ガドリニウム）を有する燃料棒を中性子エネルギー・スペクトルが平均的な炉心の領域に配置する。上記２つの特許のいずれも燃料棒の大部分が可燃性毒物としてホウ素だけを含有する燃料集合体となるように燃料棒を構成することを開示していない。また、いずれも５００メガワット以上の熱出力を達成する原子炉に好適な集合体構成を開示してはいない。

燃料サイクルを長くしても、^２３５Ｕ濃縮度を高めても、費用効果があり、しかも余計な反応性物質を発生させることなく燃料の寿命を延ばすことができる核燃料および可燃性吸収材を一体的に有する燃料集合体の開発が課題として残る。

発明の概要

本発明は、複数の燃料棒から成る燃料集合体において、それぞれの燃料棒が複数の核燃料ペレットを含有し、燃料集合体を構成する燃料棒の５０％超における少なくとも１つの燃料ペレットがアクチニド酸化物、アクチニド炭化物またはアクチニド窒化物とホウ素含有化合物との焼結混合物から成ることを特徴とする燃料集合体を提供することによって上記課題を解決する。ホウ素は他の可燃性吸収材に比較してその寄生断面積が小さいから、燃料棒の５０％超にホウ素含有燃料ペレットを含有させることが必要になる。従来の仮説に反して、ホウ素が核燃料と相互作用することはなく、燃料使用中に生成するヘリウムの量を放出されるヘリウム以外の核分裂気体の量と比較した場合、ホウ素が燃料棒中に起こる昇圧の主因ではないとの所見が得られた。しかも、ホウ素を混入させた燃料棒の製造ならコストが低くて済む。従って、ホウ素含有燃料ペレットを含む燃料棒の本数を増やすことができ、その結果、炉心におけるホウ素の量は増大するが個々の燃料棒に含まれるホウ素の量は少ないから、昇圧の問題は回避される。例えば、コーティングされたペレットを使用する場合、燃料棒は約２ミリグラム/インチのホウ素を含むのに対して、直接ホウ素を添加したペレットを使用する場合、燃料棒は約１−１．５ミリグラム/インチのホウ素を含むことになり、２５−５０％少なくなる。

燃料集合体を構成する燃料棒の大多数における少なくとも１つの燃料ペレットに天然または濃縮ホウ素を添加することによって、公知の方法によって得られるのと等価の、またはそれ以上の反応度抑制が公知方法よりもはるかに低いコストで得られる。さらにまた、燃料棒の本数を増やすことで、燃料棒の内圧を従来の２倍または３倍以上も低くすることができる。即ち、低レベルのホウ素含有化合物を使用するとともに、これを多数の燃料棒間に広く配分することによって本発明の利点を提供するものである。当業者には明らかなように、水冷却型原子炉の場合ならば、炉心の熱出力が５００熱メガワット以上、ガス冷却型原子炉の場合ならば、２００熱メガワット以上の時に極めて有益な利点である。

沸騰水型原子炉において、従来使用されているＧｄ_２Ｏ_３およびＥｒ_２Ｏ_３の代わりにホウ素を使用すればさらに大きい利点を提供することになる。製造を容易にし、燃料棒の昇圧を抑制するだけでなく、燃料ペレットにおいてＧｄ_２Ｏ_３およびＥｒ_２Ｏ_３によって占有されるスペースをより多くのＵＯ_２（またはその他のアクチニド酸化物、アクチニド炭化物またはアクチニド窒化物）で占有させることができ、その結果、所与のサイズの炉心に、より多くの燃料を装荷することができる。これらの希土酸化物の熱伝導率が低いため燃料棒ごとに課せられる濃縮の制約を完全に回避することができるから、核燃料の製造が著しく簡略化されることになる。

上述したように、それぞれが複数の核燃料ペレットを含有する複数の燃料棒から成る燃料集合体において、前記燃料集合体を構成する前記燃料棒の５０％超における少なくとも１つの燃料ペレットが金属化合物または金属窒化物とホウ素含有化合物との焼結混合物から成ることを特徴とする燃料集合体を提供する。ホウ素含有化合物は燃料中の可燃性毒物として機能する。ここで使用する語“燃料ペレット”は燃料棒に装填される個々の焼結燃料ペレットを意味する。燃料集合体を構成する燃料棒の６０％超における少なくとも１つの燃料ペレットはホウ素含有化合物を含むことが好ましい。より好ましくは、燃料集合体を構成する燃料棒の７０−８０％超における少なくとも１つの燃料パレットがホウ素含有化合物を含む。

ここに示す数値域に関しては、指摘した最小値と最大値との間のすべての整数値および/または分数値をも含む。例えば、燃料集合体を構成する燃料棒の５０％超の範囲には５０％と１００％の間のすべての中間値、例えば、５１％、５２％、５３％、６０％、７０％、８０％、８５％、９０％、９１％、９２％、９３％、９４％、１００％はもちろん、その他のすべての中間値が含まれる。１つの実施例では、燃料集合体を構成する燃料棒の５０％超における少なくとも１つの燃料ペレットがホウ素含有化合物と核燃料との混合物から成る。他の実施例では、燃料集合体を構成する燃料棒の少なくとも６０％、７０％、８０％、９０％またはそれ以上における少なくとも１つの燃料ペレットがホウ素化合物を含有する。

少なくとも１つのホウ素含有燃料ペレットを有する燃料棒においては、燃料棒中のすべてのペレットの最大限１００％まで任意の数のホウ素含有燃料ペレットをしようするこができる。典型的には、燃料棒中のホウ素含有燃料ペレットの数は５０％超であるが、個々の燃料棒中のホウ素含有ペレットの数は、詳しくは後述するように、燃料設計のすべての観点に基づいて決定される。

選択された特定の核燃料と適合し、密度、熱安定性、物理的安定性などのような燃料仕様に合致するなら、任意の好適なホウ素含有化合物を使用することができる。好適なホウ素含有化合物の例としては、ＺｒＢ_２、ＴｉＢ_２、ＭｏＢ_２、ＵＢ_２、ＵＢ_３、ＵＢ_４、Ｂ_２Ｏ_３、ＴｈＢ_４、ＵＢ_１２、Ｂ_４Ｃ、ＰｕＢ_２、ＰｕＢ_４、ＰｕＢ_１２、ＴｈＢ_２、およびこれらの混合物が挙げられる。好ましいホウ素含有化合物はＵＢ_４およびＵＢ_１２である。

ホウ素含有化合物とアクチニド酸化物、アクチニド炭化物またはアクチニド窒化物を混合し、これを焼結することにより燃料ペレットを製造する。このような核燃料ペレットの製法は公知であり、米国特許第３，３４９，１５２号；第３，５２０，９５８号；および第４，７７４，０５１号に開示されている。天然ホウ素または^１０Ｂ同位体として濃縮されたホウ素を使用することができ、幾つかの要因にもよるが、^１０Ｂの濃縮レベルは天然のレベル以上なら、如何なるレベルであってもよい。濃縮度の高いホウ素を使用すれば、ホウ素含有化合物の必要量が少なくて済み、従って、燃料装荷を増やすことができる。但し、濃縮ホウ素は天然ホウ素よりも高価であるから、濃縮ホウ素の使用量は燃料設計上の他の観点との兼ね合いでその経費を検討しなければならない。

検討の結果として、燃料ペレット中に存在するホウ素含有化合物の量は燃料ペレット中の燃料総量に対して、約５ｐｐｍから約５重量％、より好ましくは約１０ｐｐｍから２０，０００ｐｐｍであり、具体的な使用量はウラン濃縮レベル、ホウ素濃縮レベル、およびその他の要因に応じて異なる。燃料ペレット中に使用すべきホウ素含有化合物の所要量も、燃料集合体を構成する特定本数の燃料棒に装填すべきホウ素含有化合物を含む燃料ペレットの個数も、燃料設計の当業者ならば容易に計算できるであろう。このような計算は燃料装荷の設計に際して必ず行われる計算であり、燃料の年齢、周辺燃料の使用パターンおよび活性、燃料中のウラン-２３５のレベルおよび放出される中性子の数を考慮しなければならない。例えば、（中性子との関係で問題がないとして）燃料集合体を構成するすべての燃料棒に等量の天然ホウ素を使用する場合には、約６６乃至７，０００ｐｐｍのホウ素レベルが必要であるのに対して、１００％濃縮ホウ素を使用すれば、必要なホウ素レベルが約１３乃至１，２００ｐｐｍまで軽減される。中性子に関しては、公知の毒物配分方法と同様に、個々の燃料棒に対して選択的にホウ素を添加する方法が好ましい。天然ホウ素だけを含有する燃料ペレットを装填された燃料棒、濃縮ホウ素だけを含有する燃料ペレットを装填された燃料棒、および両者を組み合わせた燃料ペレットを装填された燃料棒はいずれも本発明に包含される。

ホウ素含有化合物は好適な如何なる核燃料とも併用できる。好適な核燃料の例としては、アクチニド酸化物、アクチニド炭化物およびアクチニド窒化物が挙げられる。燃料としては、例えば、ＵＯ_２、ＰｕＯ_２、ＴｈＯ_２、ＵＮ、（Ｕ，Ｐ）Ｏ_２、（Ｕ，Ｐ，Ｔｈ）Ｏ_２、および（Ｕ，Ｔｈ）Ｏ_２、他のアクチニド酸化物、アクチニド炭化物およびアクチニド窒化物、アクチニド酸化物の混合物、アクチニド炭化物の混合物、およびアクチニド窒化物の混合物が挙げられる。

上述した燃料集合体は高速増殖炉のほか、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）、沸騰水型原子炉（ＰＨＷＲまたはＣＡＮＤＵ）を含めて、軽水炉または重水炉のような実質的に熱核分裂に基づく原子炉に使用するのに好適であり、経済的である。燃料集合体はガス冷却炉にも好適である。上記タイプの原子炉の炉心からの熱出力は、水冷炉の場合には５００熱メガワット以上、ガス冷却炉の場合には２００熱メガワット以上であることが好ましい。

以下の説明において、添付の図面を通して同じ参照符号は同じか、または対応する部品を指示する。また、以下の説明中、“前方”、“後方”、“左”、“右”、“上方へ”、“下方へ”などの語は便宜上の語であり、特別に制限された語ではない。

添付の図面、特に図１および２には、好適な多くの原子炉タイプのうちの１つである加圧水型原子炉（ＰＷＲ）を実施例として示し、全体を参照符号１０で示している。ＰＷＲ １０は複数の細長い燃料集合体１６から成る炉心１４を収容する原子炉圧力容器１２を含む。図１には、煩雑さを避けるため実際よりも少ない燃料集合体１６を示している。実際には、図２に略示するように、炉心１４はもっと多くの燃料集合体から構成されている。

原子炉圧力容器１２から半径方向に内方へ間隔を置いてほぼ円筒状の炉心バレル１８が配置され、バレル１８内には、以下にバッフル構造２０と呼称するフォーマー/バッフル・システムが設けられ、このバッフル構造２０は、円筒状のバレル１８から、複数の燃料集合体によって形成される炉心１４の四角に区切られた周縁への移行を可能にする。バッフル構造２０は炉心１４の燃料集合体１６を囲む。典型的な態様としては、バッフル構造２０が（図示しないが）ボルトを介して接合されたプレート２２で形成される。炉心１４とバッフル構造２０は上下炉心プレート２４、２６間に介在し、上下炉心プレートは炉心バレル１８によって支持されている。

原子炉圧力容器１２の上端は取外し可能な閉鎖頭部２８によって密閉され、閉鎖頭部２８には複数の制御棒駆動機構３０が設けられている。ここでも、煩雑になるのを避けるため、多くの制御棒駆動機構３０のうちの一部だけを図示してある。それぞれの駆動機構３０はロッドクラスター制御機構３２を燃料集合体１６の幾つかから引き上げたり、逆に挿入したりする。

ＰＷＲ１０の運転中、炉心１４の燃料集合体１６において行われる核分裂プロセスが発生させる熱は、炉心１４内を循環する、例えば、可溶性ホウ素のような冷却液によって奪われる。具体的には、冷却液は多くの場合複数の注入ノズル３４（図１にはそのうちの１つだけを示す）を介して原子炉圧力容器12内へ注入される。冷却液は原子炉圧力容器１２と炉心バレル１８（および炉心バレルの熱遮蔽壁３８）の間に画定される勘定域３６を流下した後、原子炉圧力容器１２の底に達し、１８０°向きを変えた後、下方炉心プレートを通過し、次いで炉心１４内を上昇する。炉心１４の燃料集合体１６を上向きに流動するのに伴って、燃料集合体から冷却液への熱エネルギー伝達によって冷却液が原子炉運転温度まで加熱される。高温に達した冷却液は炉心バレル１８を貫通する（図１には1つだけを示す）複数の出口ノズル４０を通って原子炉圧力容器１２から排出される。こうして、燃料集合体１６が冷却液に与えた熱エネルギーが冷却液によって圧力容器１２から運び去られる。

炉心バレル１８には（図示しないが）孔が存在するから、バレル１８とバッフル構造２０の間でも炉心１４内よりも高い圧力で存在する。但し、冷却液は原子炉圧力容器１２と炉心バレル１８の間の環状域３６を流下する間、バッフル構造２０が炉心バレル１８と協働して冷却液を燃料集合体１６から分離する。

概説したように、炉心１４は多数の細長い燃料集合体１６で構成されている。図３に示すように、ＰＷＲ １０に使用されるタイプである個々の燃料集合体１６は基本的には集合体を下方炉心プレート２６上に支持する下端構造または底部ノズル４２と、底部ノズル４２から上方へ突出する多数の縦方向に延びるガイドチューブまたはシンブル４４を含む。集合体１６はまた、ガイドシンブル４４の長さに沿って軸方向に順次間隔を保ち、且つガイドシンブル４４に固定されている複数の横方向支持グリッド４６をも含む。グリッド４６は複数の燃料棒４８を横方向に間隔を保った規則的な配列となるように支持する。集合体１６はその中心に配置された計測管５０と、ガイドシンブル４４の上端に固定された上端構造または頂部ノズル５２をも有する。各部品をこのように配置したから、燃料集合体１６はその部品を損傷することなく取り扱うことができる一体的なユニットを形成することになる。

図３および４から明らかなように、燃料集合体１６を構成する燃料棒４８は、それぞれが細長い中空の被覆管５４を有し、被覆管５４の両端に上端プラグ５６および下端プラグ５８がそれぞれ固定され、シールされて被覆管５４内に密閉チャンバー６０を画定しているという点でいずれも同じ構造を備えている。チャンバー６０内に、端部と端部を当接させたスタックの状態で複数の核燃料ペレットを収容し、ペレット・スタックの頂部と上端プラグ５６との間に介在するようにチャンバー６０内に配置したばね６４の作用下にこれら核燃料ペレットを下端プラグ５８と当接するように偏倚させる。

ＰＷＲの運転において、ウラン燃料を有効に利用して燃料コストを軽減するため、炉心１４の寿命をできるだけ長くすることが望ましい。この目的を達成するためには、炉心１４における初期反応度を過剰に設定すると同時に、耐用年限に亘って反応度を比較的一定に維持する手段を設けるのが慣行である。

図２、３および４はこの目的を達成するための、本発明の好ましい実施例を示す。図３および４から明らかなように、燃料棒４８はその燃料ペレット・スタックの上下端部に軸方向ブランケットとして、ホウ素化合物を含有しない端部と端部が当接したストリングの状態の燃料ペレット６２Ａを有する。燃料棒４８はスタックの中央部にホウ素化合物を含有する燃料ペレット・ストリング６２Ｂを有する。

図２に示す本発明の炉心１４における燃料集合体配列の好ましい実施例では、ホウ素含有化合物を含まない燃料棒から成る集合体には参照符号“ｏ”を付し、すべての燃料棒がホウ素含有化合物を有する少なくとも１つの燃料ペレットを含む集合体には参照符号“ｘ”を付してある。

下に掲げる表１は本発明の集合体と公知集合体との比較データの１例を示す。

表１
IFBA-被覆燃料(ZrB_２) UB_４装填燃料棒
装填オリジナル燃料棒 （本発明）
ホウ素含有量 10mg/inch 325.5ppm
ZrB_２被覆または 60% 100%
UB_４含有燃料棒の%
ペレット直径 0.37インチ 0.37インチ
UO_２密度 10.47gm/cm^３ 10.47gm/cm^３
UO_２含有量 18.43gmUO₂/inch 18.43gmUO₂/inch
¹⁰B含有量 108.5ppm 65.1ppm
ホウ素総量における 20% 20%
¹⁰Bレベル
ならし¹⁰B含有量 524.5ppm 325.5ppm
B総含有量 524.5ppm 325.5ppm
UB₄含有量 2,119ppm UB₄
IFBAまたはUB₄を含有 100% 100%
するペレットの%

説明を目的として、本発明の特定実施例を以上に述べたが、当業者には明らかなように、付記する請求項において定義する本発明の範囲を逸脱することなく本発明の細部に種々の変更を加えることができる。

本発明の好ましい実施例を添付図面に沿って以下に説明する。

本発明を応用できる公知の原子炉を一部は断面図で、一部は立面図で示す縦長図である。 図１の２−２線における簡略化した拡大断面図であるが、その炉心は本発明の燃料およびホウ素含有化合物の構成と配列を有する。 図２の原子炉における核燃料集合体の１つを、明確を期するため、一部を断面図で、一部を切り欠き、上下方向に短縮した形で示す立面図である。 ホウ素含有燃料ペレットから成る中間ストリングとコーティングされていない燃料ペレットから成る上下ストリングを含む図３の燃料集合体の燃料棒の拡大短縮縦断面図である。

Claims (20)

1. それぞれが複数の核燃料ペレットを含有する複数の燃料棒から成る燃料集合体において、燃料集合体を構成する燃料棒の５０％超における少なくとも１つの燃料ペレットがアクチニド化合物とホウ素含有化合物との焼結混合物であり、アクチニド化合物が窒素、酸素または炭素と化合した１個または２個以上のアクチニド化合物から成り、ホウ素含有化合物がホウ素と化合した１個または２個以上のアクチニド化合物から成り、アクチニド化合物およびホウ素含有化合物に同じ１個または２個以上のアクチニドを使用することにより、燃料棒中でのアクチニドの一貫性を達成することを特徴とする燃料集合体。
2. アクチニド化合物をＵＯ_２，ＰｕＯ_２，ＴｈＯ_２，（Ｕ，Ｐ）Ｏ_２，（Ｕ，Ｐ，Ｔｈ)Ｏ_２，および(Ｕ，Ｔｈ)Ｏ_２およびこれらの混合物から成る群から選択したことを特徴とする請求項１に記載の燃料集合体。
3. アクチニド化合物をＵＮ，ＰｕＮ，ＴｈＮ，（Ｕ，Ｐ）Ｎ，（Ｕ，Ｐ，Ｔｈ）Ｎ，および（Ｕ，Ｔｈ）Ｎおよびこれらの混合物から成る群から選択したことを特徴とする請求項１に記載の燃料集合体。
4. アクチニド化合物をＵＣ，ＵＣ_２，ＰｕＣ_２，ＴｈＣ_２，(Ｕ，Ｐ)Ｃ_２，および(Ｕ，Ｔｈ)Ｃ２およびこれらの混合物から成る群から選択したことを特徴とする請求項１に記載の燃料集合体。
5. ホウ素含有化合物をＵＢ_２，ＵＢ_３，ＵＢ_４，ＵＢ_１２，ＰｕＢ_２，ＰｕＢ_４，ＰｕＢ_１２，ＴｈＢ_２，および(Ｕ，Ｔｈ）Ｂ_２から成る群から選択したことを特徴とする請求項１に記載の燃料集合体。
6. 少なくとも１つの燃料ペレット中のホウ素含有化合物が濃縮ホウ素から成ることを特徴とする請求項５に記載の燃料集合体。
7. 濃縮ホウ素を、^１０Ｂの含有量が天然ホウ素よりも大きくなるように濃縮したことを特徴とする請求項６に記載の燃料集合体。
8. ホウ素含有化合物が燃料ペレット中の燃料総量に対して約５ｐｐｍ乃至約５重量％の割合で燃料ペレット中に存在することを特徴とする請求項１に記載の燃料集合体。
9. ホウ素含有化合物が燃料ペレット中の燃料総量に対して約１０ｐｐｍ乃至約２０，０００ｐｐｍの割合で燃料ペレット中に存在することを特徴とする請求項８に記載の燃料集合体。
10. ホウ素含有化合物が燃料ペレット中の燃料総量に対して約６００ｐｐｍ乃至約２０，０００ｐｐｍの割合で燃料ペレット中に存在することを特徴とする請求項９に記載の燃料集合体。
11. 燃料集合体における燃料棒の少なくとも６０％における少なくとも１つの燃料ペレットがアクチニド化合物とホウ素含有化合物との焼結混合物から成ることを特徴とする請求項１に記載の燃料集合体。
12. 燃料集合体における燃料棒の少なくとも８０％における少なくとも１つの燃料ペレットがアクチニド化合物とホウ素含有化合物との焼結混合物から成ることを特徴とする請求項１に記載の燃料集合体。
13. 燃料集合体における燃料棒の５０％以上９０％未満における少なくとも１つの燃料ペレットがアクチニド化合物とホウ素含有化合物との焼結混合物から成ることを特徴とする請求項１に記載の燃料集合体。
14. それぞれがコーティングを必要としない複数の核燃料ペレットを含有する複数の燃料棒から成る燃料集合体を有する沸騰水型原子炉において、燃料集合体を構成する燃料棒の５０％超における少なくとも１つの燃料ペレットがアクチニド化合物とホウ素含有化合物との焼結混合物であり、アクチニド化合物が窒素、酸素または炭素と化合した１個または２個以上のアクチニド化合物から成り、ホウ素含有化合物がホウ素と化合した１個または２個以上のアクチニド化合物から成り、アクチニド化合物およびホウ素含有化合物に同じ１個または２個以上のアクチニドを使用することにより、燃料棒中でのアクチニドの一貫性を達成することを特徴とする沸騰水型原子炉。
15. アクチニド化合物をＵＯ_２，ＰｕＯ_２，ＴｈＯ_２，（Ｕ，Ｐ）Ｏ_２，（Ｕ，Ｐ，Ｔｈ)Ｏ_２，および(Ｕ，Ｔｈ)Ｏ_２およびこれらの混合物から成る群から選択したことを特徴とする請求項１４に記載の沸騰水型原子炉。
16. アクチニド化合物をＵＮ，ＰｕＮ，ＴｈＮ，（Ｕ，Ｐ）Ｎ，（Ｕ，Ｐ，Ｔｈ）Ｎ，および（Ｕ，Ｔｈ）Ｎおよびこれらの混合物から成る群から選択したことを特徴とする請求項１４に記載の沸騰水型原子炉。
17. アクチニド化合物をＵＣ，ＵＣ_２，ＰｕＣ_２，ＴｈＣ_２，(Ｕ，Ｐ)Ｃ_２，および(Ｕ，Ｔｈ)Ｃ２およびこれらの混合物から成る群から選択したことを特徴とする請求項１４に記載の沸騰水型原子炉。
18. ホウ素含有化合物をＵＢ_２，ＵＢ_３，ＵＢ_４，ＵＢ_１２，ＰｕＢ_２，ＰｕＢ_４，ＰｕＢ_１２，ＴｈＢ_２，および(Ｕ，Ｔｈ）Ｂ_２から成る群から選択したことを特徴とする請求項１４に記載の沸騰水型原子炉。
19. 少なくとも１つの燃料ペレット中のホウ素含有化合物が濃縮ホウ素から成ることを特徴とする請求項１８に記載の沸騰水型原子炉。
20. 濃縮ホウ素を、^１０Ｂの含有量が天然ホウ素よりも大きくなるように濃縮したことを特徴とする請求項１９に記載の沸騰水型原子炉。

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