JP2017032408A - Transuranium element conversion fuel assembly, transuranium element conversion reactor core and method for designing transuranium element conversion fuel assembly - Google Patents
Transuranium element conversion fuel assembly, transuranium element conversion reactor core and method for designing transuranium element conversion fuel assembly Download PDFInfo
- Publication number
- JP2017032408A JP2017032408A JP2015152639A JP2015152639A JP2017032408A JP 2017032408 A JP2017032408 A JP 2017032408A JP 2015152639 A JP2015152639 A JP 2015152639A JP 2015152639 A JP2015152639 A JP 2015152639A JP 2017032408 A JP2017032408 A JP 2017032408A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- element conversion
- transuranium element
- fuel assembly
- transuranium
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
本発明の実施形態は、超ウラン元素変換燃料集合体、超ウラン元素変換炉心および超ウラン元素変換燃料集合体設計方法に関する。 Embodiments described herein relate generally to a transuranium element conversion fuel assembly, a transuranium element conversion core, and a transuranium element conversion fuel assembly design method.
原子力の利用に伴って発生する高レベル放射性廃棄物の放射毒性は、ワンススルーサイクルの場合、10万年以上に亘って自然界より高いレベルにある。500年程度時間が経過した後は、この毒性のうち超ウラン元素(TRU)に起因する毒性が支配的となる。TRU核種の長期に亘る毒性は、その半減期の長さに起因している。したがって、放射性廃棄物の管理期間を短縮させ環境負荷を低減するには、TRU核種を核変換によって短寿命核種に変換することが有効である。 In the case of a once-through cycle, the radiotoxicity of high-level radioactive waste generated with the use of nuclear power has been at a higher level than the natural world for over 100,000 years. After a lapse of about 500 years, the toxicity caused by the transuranium element (TRU) becomes dominant among these toxicities. The long-term toxicity of TRU nuclides is due to its long half-life. Therefore, in order to shorten the management period of radioactive waste and reduce the environmental load, it is effective to convert TRU nuclides to short-lived nuclides by nuclear transmutation.
TRU核種の核変換については、一般に、エネルギーの高い高速中性子を用いる手法、ウランを含まない燃料を用いる手法、あるいはこれらを組みあわせた手法が用いられる。 For transmutation of TRU nuclides, generally, a technique using high-energy fast neutrons, a technique using fuel not containing uranium, or a technique combining these is used.
しかしながら、今後の原子力発電所に用いられる炉型としては、依然軽水炉が主力であると考えられる。このため、高速炉によるTRU核変換を開始するまでに相当量のTRUが蓄積し、必要な高速炉の基数が現実的に導入できない基数まで増大する可能性がある。そこで、軽水炉におけるTRUの核変換効率を向上させ、軽水炉での正味のTRU生成量を抑制する必要がある。 However, light water reactors are still considered to be the main reactor type used in future nuclear power plants. For this reason, a considerable amount of TRU accumulates by the time the TRU transmutation by the fast reactor is started, and the number of necessary fast reactors may increase to a number that cannot be practically introduced. Therefore, it is necessary to improve the transmutation efficiency of TRU in the light water reactor and to suppress the net TRU production amount in the light water reactor.
しかしながら、軽水炉等で核変換を行おうとした場合、プルトニウム238(238Pu)、プルトニウム241(241Pu)、あるいはアメリシウム241(241Am)等の放射毒性に対して寄与の大きい核種の核変換効率が低いため、これらを効率よく核変換することが課題となっている。また、核変換効率の向上を目的に燃料集合体の形状等を変更すると、燃料の炉心サイクル末期における反応度が変化する。仮に現行炉心に装荷する場合には、炉心サイクル末期において標準的な燃料と同等の反応度を保持していることが求められる。この際に、燃料仕様を決定する手法がないことが課題として挙げられる。 However, when transmutation is attempted in a light water reactor or the like, the transmutation efficiency of radionuclides such as plutonium 238 ( 238 Pu), plutonium 241 ( 241 Pu), or americium 241 ( 241 Am) has a large contribution to radiotoxicity. Since it is low, it is an issue to efficiently transmutate them. Further, when the shape of the fuel assembly is changed for the purpose of improving the transmutation efficiency, the reactivity of the fuel at the end of the core cycle changes. If the current core is loaded, it is required to maintain the same reactivity as standard fuel at the end of the core cycle. At this time, there is a problem that there is no method for determining the fuel specification.
上述した燃焼燃料のTRUの核変換方法とその設計手法においては、一般的な軽水炉や重水炉等の熱中性子ないし熱外中性子を用いる場合において、放射毒性に対する寄与の大きい幾つかの核種の核変換効率が低い。このため、TRU核種の長期に亘る放射毒性が、高速炉と比較して減少しにくい点がある。 In the TRU transmutation method and design method for the above-mentioned combustion fuel, when using thermal neutrons or epithermal neutrons such as general light water reactors and heavy water reactors, transmutation of several nuclides that have a large contribution to radiotoxicity Low efficiency. For this reason, the radiotoxicity of TRU nuclides over a long period of time is less likely to decrease compared to the fast reactor.
また,燃料の形状を変更した際に、炉心サイクル末期において標準的な燃料と同等の反応度を保持させるための燃料仕様決定手法が無い点がある。 In addition, there is no fuel specification determination method for maintaining the same degree of reactivity as the standard fuel at the end of the core cycle when the fuel shape is changed.
本発明の実施形態は、上述した課題を解決するためになされたものであり、軽水炉において、効率的にTRUの核変換を可能とすることを目的とする。 Embodiments of the present invention have been made to solve the above-described problems, and an object of the present invention is to enable TRU transmutation efficiently in a light water reactor.
上述の目的を達成するため、本実施形態は、軽水冷却型原子炉の炉心に用いられ超ウラン元素の核変換のための超ウラン元素変換燃料集合体であって、長手方向に延びて互いに平行に格子状に配列された複数の燃料棒と、前記複数の燃料棒の径方向外側を包囲するチャンネルボックスと、を備え、前記燃料棒はそれぞれ、所定の燃焼度確保時点における当該超ウラン元素変換燃料集合体での無限中性子増倍率が所定の値以上となる条件を満たす濃度の核分裂性物質を有しかつ超ウラン元素を含む前記長手方向に積層された燃料ペレットと、前記燃料ペレットを内包する被覆管と、を有するとともに、自己遮蔽による前記燃料ペレットの内部の中性子レベルの低下を抑制する熱中性子割合増大構造を有する、ことを特徴とする。 In order to achieve the above-described object, the present embodiment is a transuranium element conversion fuel assembly used in the core of a light water cooled nuclear reactor for transmutation of transuranium element, which extends in the longitudinal direction and is parallel to each other. A plurality of fuel rods arranged in a grid pattern and a channel box surrounding the radially outer side of the plurality of fuel rods, each of the fuel rods converting the transuranium element at a predetermined burn-up time A fuel pellet stacked in the longitudinal direction and containing a fissile material having a concentration satisfying a condition that the infinite neutron multiplication factor in the fuel assembly is equal to or higher than a predetermined value and containing a transuranium element, and the fuel pellet are included. And a thermal neutron ratio increasing structure that suppresses a decrease in the neutron level inside the fuel pellet due to self-shielding.
また、本実施形態は、軽水冷却型原子炉の超ウラン元素変換炉心であって、互いに並列に格子状に配列され、鉛直方向に延びた複数の超ウラン元素変換燃料集合体と、前記超ウラン元素変換燃料集合体と並列に配された反応度を制御するための制御棒と、を具備し、前記超ウラン元素変換燃料集合体のそれぞれは、長手方向に延びて互いに平行に格子状に配列された複数の燃料棒と、前記複数の燃料棒の径方向外側を包囲するチャンネルボックスと、を備え、前記燃料棒はそれぞれ、所定の燃焼度確保時点における当該超ウラン元素変換燃料集合体での無限中性子増倍率が所定の値以上となる条件を満たす濃度の核分裂性物質を有しかつ超ウラン元素を含む前記長手方向に積層された燃料ペレットと、前記燃料ペレットを内包する被覆管と、を有するとともに、自己遮蔽による前記燃料ペレットの内部の中性子レベルの低下を抑制する熱中性子割合増大構造を有する、ことを特徴とする。 Further, the present embodiment is a transuranium element conversion core of a light water cooled nuclear reactor, and a plurality of transuranium element conversion fuel assemblies arranged in a grid in parallel with each other and extending in the vertical direction, and the transuranium element A control rod for controlling the degree of reactivity arranged in parallel with the element conversion fuel assembly, and each of the transuranium element conversion fuel assemblies extends in the longitudinal direction and is arranged in a grid in parallel with each other A plurality of fuel rods, and a channel box surrounding the radially outer side of the plurality of fuel rods, each of the fuel rods in the transuranium element conversion fuel assembly at a predetermined burnup securing time point A fuel pellet laminated in the longitudinal direction and containing a fissile material having a concentration satisfying a condition that the infinite neutron multiplication factor is a predetermined value or more, and a cladding tube containing the fuel pellet; And having, with suppressing heat neutron fraction increased structural deterioration of the internal neutron level of the fuel pellet due to self-shielding, characterized in that.
また、本実施形態は、 軽水冷却型原子炉の炉心における超ウラン元素の核変換のための超ウラン元素変換燃料集合体の設計方法であって、前記超ウラン元素変換燃料集合体の幾何形状パラメータの設定を行う幾何形状パラメータ設定ステップと、前記超ウラン元素変換燃料集合体の核分裂性物質の燃料組成パラメータを設定する燃料組成パラメータ設定ステップと、前記炉心内の燃料の燃焼計算を行う燃焼計算ステップと、前記燃焼計算の結果、所定の燃焼度確保時点における当該超ウラン元素変換燃料集合体での無限中性子増倍率が所定の値以上であるか否かを判定し、所定の値以上と判定された場合は終了とする第1の判定ステップと、前記第1の判定ステップで所定の値以上でないと判定された場合に、前記燃料組成パラメータを変更可能であるか否かを判定し、変更可能と判定された場合は前記燃料組成パラメータ設定ステップに移行する第2の判定ステップと、前記第2の判定ステップで変更可能と判定されなかった場合に、前記幾何形状パラメータの変更が可能であるか判定し、可能と判定された場合は、前記幾何形状パラメータ設定ステップに移行する第3の判定ステップと、を有することを特徴とする。 Further, the present embodiment is a design method of a transuranium element conversion fuel assembly for transmutation of transuranium element in the core of a light water cooled nuclear reactor, and a geometric shape parameter of the transuranium element conversion fuel assembly A geometric shape parameter setting step for setting, a fuel composition parameter setting step for setting a fuel composition parameter of a fissile material of the transuranium element conversion fuel assembly, and a combustion calculation step for calculating the combustion of fuel in the core As a result of the combustion calculation, it is determined whether or not the infinite neutron multiplication factor in the transuranium element conversion fuel assembly at a predetermined burn-up time securing point is a predetermined value or more, and is determined to be a predetermined value or more. The fuel composition parameter is changed when it is determined in the first determination step that is terminated if it is not greater than a predetermined value in the first determination step and the first determination step. It is determined whether or not it is possible to change, and if it is determined that the change is possible, the second determination step that shifts to the fuel composition parameter setting step, and the case where the change is not determined in the second determination step And determining whether the geometric shape parameter can be changed. If it is determined that the geometric shape parameter can be changed, the method further includes a third determination step that shifts to the geometric shape parameter setting step.
本発明の実施形態によれば、軽水炉において、効率的にTRUの核変換が可能となる。 According to the embodiment of the present invention, TRU can be transmuted efficiently in a light water reactor.
以下、図面を参照して、本発明の実施形態に係る超ウラン元素変換燃料集合体について説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。なお、以下において、超ウラン元素変換燃料集合体およびその要素は、説明の便宜上、炉心内に設置されている方向にあるものとしている。 Hereinafter, a transuranium element conversion fuel assembly according to an embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings. Here, the same or similar parts are denoted by common reference numerals, and redundant description is omitted. In the following, it is assumed that the transuranium element conversion fuel assembly and its elements are in the direction in which they are installed in the core for convenience of explanation.
[第1の実施形態]
図1は、第1の実施形態に係る超ウラン元素変換炉心の構成を示す水平断面図である。超ウラン元素変換炉心100は、複数の超ウラン元素変換燃料集合体1および複数の制御棒21を有する。超ウラン元素変換燃料集合体1は、互いに並列に格子状に配列され、鉛直方向に延びている。4体の超ウラン元素変換燃料集合体1はセルを構成する。制御棒21は、それぞれのセルの中央に配され、超ウラン元素変換燃料集合体1と並列に配され、図示しない制御棒駆動装置によって高さ方向の位置を制御される。
[First Embodiment]
FIG. 1 is a horizontal sectional view showing the configuration of the transuranium element conversion core according to the first embodiment. The transuranium
なお、超ウラン元素変換炉心100内の燃料集合体は、すべて超ウラン元素変換燃料集合体1である場合を示したが、これに限定されない。たとえば、通常の濃縮ウランを核分裂性物質として使用するウラン燃料の集合体(図示せず)の中の一部を、超ウラン元素変換燃料集合体1とする場合でもよい。
In addition, although the case where all the fuel assemblies in the transuranium
図2は、第1の実施形態に係る超ウラン元素変換燃料集合体の構成を示す水平断面図である。超ウラン元素変換燃料集合体1は、複数の燃料棒10、2本のウォータロッド3、およびこれらの径方向外側に設けられたチャンネルボックス2を有する。
FIG. 2 is a horizontal sectional view showing a configuration of the transuranium element conversion fuel assembly according to the first embodiment. The transuranium element
複数の燃料棒10は、互いに平行に格子状に配され、長手方向に延びている。複数の燃料棒10は、熱中性子割合増大構造としての中空燃料棒10aを有する。ここで、熱中性子割合増大構造とは、自己遮へいによる熱中性子の低下を抑制して中性子エネルギースペクトルにおける熱中性子の割合を増大するための構造を言うものとする。中空燃料棒10aは後述するように、TRU燃焼用の燃料棒である。
The plurality of
2本のウォータロッド3は、チャンネルボックス2内の中央部に配され、燃料棒10に平行して延びている。ここで、燃料棒10のチャンネルボックス2内の配置位置を、制御棒中心20に近い方から、位置A、位置B、位置Cおよび位置Dとする。
The two
なお、図2では、燃料棒10内の燃料棒が、熱中性子割合増大構造としての中空燃料棒10aのみである場合を示しているが、これには限定されない。燃料棒10が、TRU燃焼用の中実燃料棒10b(図4)を含む場合でもよい。この場合、中実燃料棒10bは、減速材である原子炉冷却材すなわち冷却水が多い制御棒中心20側との間隙に近い位置A、あるいはウォータロッド3などに近い位置Dなどに配される。あるいは、通常のウラン燃料棒を有していてもよい。
Although FIG. 2 shows a case where the fuel rods in the
図3は、超ウラン元素変換燃料集合体の中空燃料棒10aの構成を示す水平断面図である。中空燃料棒10aは、中空燃料ペレット13および中空燃料ペレット13を内包する被覆管11を有する。中空燃料ペレット13は、円柱状のペレットの径方向の中央部分に貫通孔13aが形成されている。貫通孔13aの内側の中空領域18は、たとえば、アルゴンガスが存在する空間である。中空燃料ペレット13は、中心軸方向に積層されている。なお、貫通孔13aの断面形状は、図3の円形に限らず、たとえば、多角形でもよい。
FIG. 3 is a horizontal sectional view showing the configuration of the
図4は、超ウラン元素変換燃料集合体の中実燃料棒の構成を示す水平断面図である。中実燃料棒10bは、中実燃料ペレット12および中実燃料ペレット12を内包する被覆管11を有する。中実燃料ペレット12は、中心軸方向に積層されている。
FIG. 4 is a horizontal sectional view showing the configuration of the solid fuel rods of the transuranium element conversion fuel assembly. The
中実燃料ペレット12および中空燃料ペレット13は、燃料物質を有する。燃料物質は、核分裂性物質を含む。また、燃料物質はTRUを含む。TRUとしては、たとえば、Pu241のように核分裂性物質の場合と、たとえば、Pu240のように核分裂性物質ではない場合がある。
The
中空燃料ペレット13を設けたことにより、核分裂性物質を含む燃料物質の体積が減少するが、従来と同等の性能を確保することが求められる。図5は、本実施形態に係る超ウラン元素変換燃料集合体の設計方法の手順を示すフロー図である。また、図6は、超ウラン元素変換燃料集合体の設計方法の説明を補足するためのグラフである。図6のグラフの横軸は、注目する超ウラン元素変換燃料集合体1の積算発生エネルギーE(GWD)、縦軸は、注目する超ウラン元素変換燃料集合体1における中性子無限増倍率k∞である。
Although the volume of the fuel material containing the fissile material is reduced by providing the
先ず、基本仕様のもとで、燃料集合体の形状・寸法などの幾何形状パラメータを設定する(ステップS01)。ここで、基本仕様は、たとえば、燃料集合体のチャンネルボックスの外形形状、燃料棒配列数、ウォータロッドの有無、あるいは核的および熱的な条件などである。幾何形状パラメータは、たとえば、燃料棒の外形寸法、燃料ペレットの外形および内径、密度、ウォータロッドの形状、外形寸法等である。 First, geometric parameters such as the shape and dimensions of the fuel assembly are set based on the basic specifications (step S01). Here, the basic specifications are, for example, the outer shape of the channel box of the fuel assembly, the number of fuel rods arranged, the presence or absence of water rods, or the nuclear and thermal conditions. The geometric parameters are, for example, fuel rod outer dimensions, fuel pellet outer diameter and inner diameter, density, water rod shape, outer dimensions, and the like.
次に、燃料ペレットの燃料物質の富化度、TRU富化度等の燃料組成パラメータを設定する(ステップS02)。ここでは、核種を限定しない場合は、ウラン235およびウラン233、核分裂性プルトニウムすなわちプルトニウム239、プルトニウム241等の重量の合計の燃料物質全体の重量に対する割合も、富化度と呼ぶこととする。 Next, fuel composition parameters such as the fuel material enrichment and TRU enrichment of the fuel pellets are set (step S02). Here, when the nuclide is not limited, the ratio of the total weight of uranium 235 and uranium 233, fissile plutonium, that is, plutonium 239, plutonium 241 and the like to the weight of the entire fuel material is also called enrichment.
以上の、ステップS01およびステップS02により設定された条件を、図6では、初期条件IC1で表示している。 The conditions set in steps S01 and S02 are displayed as initial conditions IC1 in FIG.
次に、燃焼計算を行う(ステップS03)。燃焼計算は、超ウラン元素変換炉心全体について行われる。ここで、超ウラン元素変換炉心は、超ウラン元素変換燃料集合体1と、通常の燃料集合体(図示せず)と、制御棒(図示せず)を有する。燃焼計算は、注目する超ウラン元素変換燃料集合体1の装荷から、その超ウラン元素変換燃料集合体1が所定の燃焼度を達成するまでの期間について実施する。
Next, combustion calculation is performed (step S03). Combustion calculation is performed for the entire transuranium element conversion core. Here, the transuranium element conversion core has a transuranium element
図6では、初期条件IC1から、燃焼が進むにつれて、破線ICAに沿って燃焼度が進む一方、当該超ウラン元素変換燃料集合体1の中性子無限増倍率k∞が低下する。可燃性毒物を含有しない場合は、中性子無限増倍率k∞は、ほぼ単調に減少する。
In Figure 6, the initial conditions IC1, as combustion progresses, while the burnup progresses along the broken line ICA, the transuranic
いま、中性子無限増倍率k∞の、積算発生エネルギーEへの依存性を、近似的に次の式(1)のように表す。
k∞=aE+b …(1)
Now, the dependence of the infinite neutron multiplication factor k ∞ on the accumulated generated energy E is approximately expressed as the following equation (1).
k ∞ = aE + b (1)
このとき、aおよびbは、TRU富化度等の燃料組成パラメータeと、幾何形状パラメータgの関数となり、それぞれ、次の式(2)、(3)と表すことができる。
a=fa(e,g) …(2)
b=fb(e,g) …(3)
At this time, a and b are functions of the fuel composition parameter e such as TRU enrichment and the geometric parameter g, and can be expressed by the following equations (2) and (3), respectively.
a = fa (e, g) (2)
b = fb (e, g) (3)
次に、目標状態が成立したか否かを判定する(ステップS04)。目標状態は、注目する超ウラン元素変換燃料集合体1の燃焼度が所定の値Egに到達したときに、その超ウラン元素変換燃料集合体1の中性子無限増倍率k∞が、所定の値k∞g以上である状態をいうものとする。なお、これ以外の時点、あるいは状態を目標状態として定義してもよい。目標状態が成立していると判定された場合(ステップS04 YES)は、成立解が得られる。また、目標状態が成立していると判定されない場合(ステップS04 NO)は、次のステップS05に進む。
Next, it is determined whether or not a target state has been established (step S04). Target state, when the burnup of transuranic
図6に示す場合では、当該超ウラン元素変換燃料集合体1の燃焼度が所定の値Egに到達したときの、当該超ウラン元素変換燃料集合体1の中性子無限増倍率k∞はk1であり、所定の値k∞g以上とはなっていない。したがって、目標状態が成立していると判定されない場合(ステップS04 NO)に該当するので、次のステップS05に進む。
In the case shown in FIG. 6, when the transuranic
次は、TRU富化度等の燃料組成パラメータeの変更が可能か否かを判定する(ステップS05)。燃料組成パラメータeの変更が可能と判定された場合(ステップS05 YES)は、ステップS02以下を繰り返す。また、燃料組成パラメータeの変更が可能と判定されなかった場合(ステップS05 NO)は、次のステップS06に進む。 Next, it is determined whether or not the fuel composition parameter e such as the TRU enrichment can be changed (step S05). If it is determined that the fuel composition parameter e can be changed (YES in step S05), steps S02 and after are repeated. If it is not determined that the fuel composition parameter e can be changed (NO in step S05), the process proceeds to the next step S06.
図6で示す場合には、燃料組成パラメータeを変更(ステップS02)、たとえば富化度を増やして、初期条件IC2に移行する。これを新たな初期条件として燃焼計算を実施する(ステップS03)。注目する超ウラン元素変換燃料集合体1の状態は、一点鎖線ICBに沿って変化する。注目する超ウラン元素変換燃料集合体1の燃焼度が所定の値Egに到達したときの当該超ウラン元素変換燃料集合体1の中性子無限増倍率k∞が、所定の値k∞g以上であるか否かを判定する(ステップS04)。図6の場合は、中性子無限増倍率k∞はk2であり所定の値k∞g以上とはなっていないので、ステップS06に進む場合に該当する。
In the case shown in FIG. 6, the fuel composition parameter e is changed (step S02), for example, the enrichment is increased, and the process proceeds to the initial condition IC2. Combustion calculation is performed using this as a new initial condition (step S03). The state of the noticed transuranium element
次のステップS06では、幾何形状パラメータgの変更が可能か否かを判定する。幾何形状パラメータgの変更が可能と判定された場合(ステップS06 YES)は、ステップS01以下を繰り返す。幾何形状パラメータgの変更が可能と判定されなかった場合(ステップS06 NO)には、成立解は得られないことになる。 In the next step S06, it is determined whether or not the geometric parameter g can be changed. If it is determined that the geometric shape parameter g can be changed (YES in step S06), steps S01 and after are repeated. If it is not determined that the geometric parameter g can be changed (NO in step S06), a successful solution cannot be obtained.
図6で示す場合には、幾何形状パラメータgを変更(ステップS01)して、初期条件IC3に移行する。これを新たな初期条件として燃焼計算を実施する(ステップS03)。注目する超ウラン元素変換燃料集合体1の状態は、実線ICCに沿って変化する。注目する超ウラン元素変換燃料集合体1の燃焼度が所定の値Egに到達したときの当該超ウラン元素変換燃料集合体1の中性子無限増倍率k∞が、所定の値k∞g以上であるか否かを判定する(ステップS04)。図6の場合は、中性子無限増倍率k∞はk3であり所定の値k∞g以上であるので、成立解が得られる(ステップS04 YES)。
In the case shown in FIG. 6, the geometric parameter g is changed (step S01), and the process proceeds to the initial condition IC3. Combustion calculation is performed using this as a new initial condition (step S03). The state of the transuranium element
図7は、第1の実施形態の効果を説明するための本実施形態を適用しない場合の燃料集合体内の燃料棒での中性子スペクトルを示すグラフである。横軸は、燃料集合体へ入射する中性子のエネルギー(eV)、縦軸は、中性子束である。縦軸は、単位は任意である。4本の曲線LA、LB、LC、およびLDは、それぞれ、位置A、B、C、およびDにおける中性子スペクトルを示す。 FIG. 7 is a graph showing a neutron spectrum at the fuel rod in the fuel assembly when the present embodiment for explaining the effect of the first embodiment is not applied. The horizontal axis represents the energy (eV) of neutrons incident on the fuel assembly, and the vertical axis represents the neutron flux. The unit of the vertical axis is arbitrary. The four curves LA, LB, LC, and LD show the neutron spectra at positions A, B, C, and D, respectively.
前述のように、図2において、超ウラン元素変換燃料集合体1のチャンネルボックス2内の配置場所は、制御棒中心20側に近い方から、A、B、CおよびDである。いま、全て通常の幾何形状を持つ軽水炉燃料集合体に、軽水炉からの使用済み燃料由来のTRUを装荷した場合を想定する。すなわち、濃縮ウランを含むUO2燃料を有する燃料集合体で構成した炉心内に、図2に示すように、超ウラン元素変換燃料集合体1を装荷した場合を想定する。
As described above, in FIG. 2, the locations of the transuranium element
図7は、この場合の各配置場所における中性子スペクトルを示している。横軸は入射中性子エネルギー、縦軸は、中性子束である。位置A、B、CおよびDにおける中性子スペクトルは、互いにほとんど差がないが、位置Aについては、熱中性子領域にピークがある点が、他の位置とは異なる。これは位置Aに配された燃料棒が燃料集合体の最外周に位置し,かつ周囲に減速材となる水が多く存在している燃料集合体の角に位置することに起因する。すなわち、その他の位置に配された燃料棒では、位置Aに配された燃料棒に比べて、周囲の減速材が少ない。 FIG. 7 shows the neutron spectrum at each location in this case. The horizontal axis is the incident neutron energy, and the vertical axis is the neutron flux. The neutron spectra at positions A, B, C, and D are not significantly different from each other, but the position A is different from the other positions in that there is a peak in the thermal neutron region. This is because the fuel rod arranged at the position A is located on the outermost periphery of the fuel assembly and is located at the corner of the fuel assembly where a lot of water serving as a moderator exists around. That is, the fuel rods arranged at other positions have less moderator around the fuel rods arranged at the position A.
なお、ここで、熱中性子とは、周囲の原子の熱運動と平衡状態にある中性子をいう。この平衡状態における熱中性子のエネルギー分布はマクスウェル・ボルツマン分布に従い、たとえば、常温においての平均エネルギーは約0.025eVである。ここでは、この分布を考慮して、たとえば1eV以下の領域の中性子を熱中性子と呼ぶこととする。 Here, the thermal neutron means a neutron in equilibrium with the thermal motion of surrounding atoms. The energy distribution of thermal neutrons in this equilibrium state follows Maxwell-Boltzmann distribution. For example, the average energy at room temperature is about 0.025 eV. Here, considering this distribution, for example, neutrons in the region of 1 eV or less are referred to as thermal neutrons.
図8は、本実施形態の効果を説明するための本実施形態を適用しない場合の燃料集合体内の中性子束分布を示すグラフである。横軸は、位置A、B、CおよびD、縦軸は、1eV以下のエネルギーを有する熱中性子の量である。図7にも示したように、位置Aが最も大きい。次に、減速材を有するウォータロッド3(図2)に近い位置Dが大きい。位置Aおよび位置Dにおける燃料棒の方が、位置Cおよび位置Bにおける燃料棒より中性子束が大きいのは、それぞれの燃料棒の周辺の減速材すなわち原子炉冷却材である水の存在量の多寡による。 FIG. 8 is a graph showing the neutron flux distribution in the fuel assembly when the present embodiment is not applied to explain the effects of the present embodiment. The horizontal axis represents positions A, B, C and D, and the vertical axis represents the amount of thermal neutrons having energy of 1 eV or less. As shown in FIG. 7, the position A is the largest. Next, the position D close to the water rod 3 (FIG. 2) having the moderator is large. The fuel rods at positions A and D have a larger neutron flux than the fuel rods at positions C and B because the amount of water that is the moderator or reactor coolant around each fuel rod is large. by.
制御棒およびウォータロッドから離れている位置Bおよび位置Cについては、制御棒に近い位置Bに配された燃料棒の方が位置Cより若干大きい。これは、主として、燃料集合体の外部からの熱中性子束についての、当該燃料集合体内の自己遮へい効果に起因する。 Regarding the positions B and C that are away from the control rod and the water rod, the fuel rod disposed at the position B near the control rod is slightly larger than the position C. This is mainly due to the self-shielding effect in the fuel assembly with respect to the thermal neutron flux from the outside of the fuel assembly.
TRU核種は一般に熱中性子領域における中性子吸収断面積が大きく(図12参照)、燃料集合体の平均熱中性子束が低下する。一方、図7で示したように、位置Aに配された燃料棒については、大きい熱中性子束が得られている。これは、位置Aの周囲に減速材である冷却材の存在割合が大きいことによる。その他の位置に配された燃料棒についても同程度の熱中性子束が得られれば、TRUの変換効率は大きく上昇することになる。 TRU nuclides generally have a large neutron absorption cross section in the thermal neutron region (see FIG. 12), and the average thermal neutron flux of the fuel assembly decreases. On the other hand, as shown in FIG. 7, a large thermal neutron flux is obtained for the fuel rod arranged at the position A. This is because the existence ratio of the coolant as the moderator is large around the position A. If the same level of thermal neutron flux is obtained for the fuel rods arranged at other positions, the conversion efficiency of the TRU will greatly increase.
図9は、本実施形態の効果を説明するための、燃料ペレットの中空部割合の、燃料集合体内の燃料棒での中性子スペクトルへの影響を示すグラフである。横軸は入射中性子エネルギー、縦軸は中性子束である。図9は、位置Bにおける中性子スペクトルを示している。 FIG. 9 is a graph showing the influence of the hollow portion ratio of the fuel pellet on the neutron spectrum at the fuel rod in the fuel assembly for explaining the effect of the present embodiment. The horizontal axis is the incident neutron energy, and the vertical axis is the neutron flux. FIG. 9 shows the neutron spectrum at position B.
今、中空燃料棒10aの中空燃料ペレット13aの横断面において、中空燃料ペレット13aの外径を有する円の面積に対する、中空燃料ペレット13aの断面積の割合を中実率と呼ぶこととする。この場合、極限として中実燃料ペレット12についても、中実率100%ということとする。
Now, in the cross section of the
曲線L10は中実率100%の場合、曲線L6は中実率60%の場合、また、L2は中実率20%の場合を示している。中実率100%の曲線L10に比べて、中実率60%の曲線L6、さらには中実率20%の曲線L2となるにつれて、約1keV以上の領域においての中性子束の割合が減少し、約1eV以下の中性子束の割合が増加する。すなわち、中実率が減少するにつれて、中性子スペクトルが熱中性子側にシフトし、熱中性子束の割合が増加している。 A curve L10 indicates a case where the solid rate is 100%, a curve L6 indicates a case where the solid rate is 60%, and L2 indicates a case where the solid rate is 20%. Compared with the curve L10 having a solid rate of 100%, the ratio of neutron flux in the region of about 1 keV or more decreases as the curve L6 has a solid rate of 60% and further the curve L2 has a solid rate of 20%. The proportion of neutron flux below about 1 eV increases. That is, as the solid rate decreases, the neutron spectrum shifts to the thermal neutron side, and the ratio of thermal neutron flux increases.
一般的に、燃料ペレットの外側から燃料ペレットに流入し燃料中心に向かう熱中性子は、燃料に吸収され順次減衰し、燃料ペレット中心付近では、表面に比べて熱中性子は大幅に減少している。したがって、熱中性子割合増大構造として、燃料ペレット内部の熱中性子が極端に少ない領域を取り除いて自己遮蔽効果を低減することにより、燃料ペレット中の熱中性子の割合を増加させることができる。 In general, thermal neutrons that flow into the fuel pellet from the outside of the fuel pellet and travel toward the fuel center are absorbed by the fuel and gradually decay, and the thermal neutrons are greatly reduced near the center of the fuel pellet as compared to the surface. Therefore, the thermal neutron ratio increasing structure can increase the ratio of thermal neutrons in the fuel pellets by removing the region where the thermal neutrons inside the fuel pellets are extremely small and reducing the self-shielding effect.
図10は、本実施形態の効果を説明するための燃料ペレットの中空部割合の中性子束レベルへの影響を示すグラフである。横軸は、燃料ペレットの中実率である。縦軸は、位置Bにおける中空燃料ペレットでの熱中性子束の、位置Aにおける中空燃料ペレットの熱中性子束に対する比である。なお、この試算例では、簡単のため、超ウラン元素変換燃料集合体1の全ての燃料棒10が、同一の中空燃料棒10aであるとして算出している。
FIG. 10 is a graph showing the influence of the hollow portion ratio of the fuel pellet on the neutron flux level for explaining the effect of the present embodiment. The horizontal axis is the solid rate of fuel pellets. The vertical axis is the ratio of the thermal neutron flux at the hollow fuel pellet at position B to the thermal neutron flux at the hollow fuel pellet at position A. In this trial calculation example, for simplicity, all the
すなわち、図9で中実率を100%、60%および20%の場合の各エネルギーでの中性子束を示したが、図10では、熱中性子領域で中性子束を積分した結果が、中実率にどのように依存するかを示している。図10に示すように、中実率の減少に対して、熱中性子束の割合は、急激に増加する傾向が示されている。 That is, FIG. 9 shows the neutron flux at each energy when the solid rate is 100%, 60%, and 20%. In FIG. 10, the result of integrating the neutron flux in the thermal neutron region is the solid rate. Shows how it depends on As shown in FIG. 10, the ratio of the thermal neutron flux tends to increase rapidly as the solid rate decreases.
図11は、本実施形態の効果を説明するための燃料体積の核変換率への影響を示すグラフである。いま、核変換率を、TRUの装荷量に対するTRUの取り出し量と定義する。図11に示すように、燃料領域断面積が減少し、燃料体積VFが減少すると、核変換率が増加する。 FIG. 11 is a graph showing the influence of the fuel volume on the transmutation rate for explaining the effect of the present embodiment. Now, the transmutation rate is defined as the amount of TRU extracted relative to the amount of TRU loaded. As shown in FIG. 11, when the fuel region cross-sectional area decreases and the fuel volume VF decreases, the transmutation rate increases.
図12は、超ウラン元素の反応吸収断面積の例を示す概念的グラフである。断面積の詳細は省略している。また、超ウラン元素のうち、Pu241の場合を示している。横軸は、中性子エネルギー(eV)、縦軸は、中性子との反応の断面積(barns)である。なお、1barnは10−28m2である。 FIG. 12 is a conceptual graph showing an example of the reaction absorption cross section of the transuranium element. Details of the cross-sectional area are omitted. Further, among the transuranium elements, the case of Pu 241 is shown. The horizontal axis represents neutron energy (eV), and the vertical axis represents the cross-sectional area (barns) of the reaction with neutrons. 1 barn is 10 −28 m 2 .
1点鎖線CFは核分裂反応の断面積σfを、2点鎖線CCは中性子捕獲反応の断面積σCを、実線CTは、これ以外の散乱断面積等を含めた全反応の断面積σTを示す。図12に示すように、中性子エネルギーが、1eV程度以下の領域では、中性子エネルギーが減少するに従って、核分裂反応の断面積σfも、中性子捕獲反応の断面積σCも大きく増加する。この傾向は、他のTRU核種についてもほぼ、同様である。 The one-dot chain line CF indicates the cross-sectional area σ f of the fission reaction, the two-dot chain line CC indicates the cross-sectional area σ C of the neutron capture reaction, and the solid line CT indicates the cross-sectional area σ T of all reactions including the other scattering cross-sections. Indicates. As shown in FIG. 12, in the region where the neutron energy is about 1 eV or less, the cross-sectional area σ f of the fission reaction and the cross-sectional area σ C of the neutron capture reaction greatly increase as the neutron energy decreases. This tendency is almost the same for other TRU nuclides.
したがって、中空燃料ペレット13による中性子エネルギースペクトルの熱中性子側へのシフトは、TRUが核変換する中性子との反応、すなわち、核分裂反応および中性子捕獲反応を増加させる効果を有する。
Therefore, the shift of the neutron energy spectrum to the thermal neutron side by the
以上のように、本実施形態によれば、軽水炉において、効率的にTRUの核変換が可能となる。 As described above, according to the present embodiment, TRU nuclear transmutation can be efficiently performed in a light water reactor.
[第2の実施形態]
図13は、第2の実施形態に係る超ウラン元素変換燃料集合体の燃料棒の構成を示す水平断面図である。本実施形態は、第1の実施形態の変形であり、燃料棒の構成が異なる。
[Second Embodiment]
FIG. 13 is a horizontal sectional view showing the configuration of the fuel rods of the transuranium element conversion fuel assembly according to the second embodiment. This embodiment is a modification of the first embodiment, and the configuration of the fuel rod is different.
本実施形態における熱中性子割合増大構造としての減速材含有燃料棒10cは、中空燃料ペレット13、減速部材15、およびこれらを内包する被覆管11を有する。中空燃料ペレット13は、円柱状の燃料ペレットの径方向の中央部分に貫通孔13aが形成されている。中空燃料ペレット13は、中心軸方向に積層されている。
The moderator-containing
中空燃料ペレット13の径方向内側には、減速部材15が設けられている。減速部材15の材料としては、たとえば、酸化ベリリウム、炭化ホウ素、水素化ジルコニウム、水素化ハフニウム、スピネル(たとえば、MgAl2O4)などを用いることができる。減速部材15は、それぞれの中空燃料ペレット13の内側にそれぞれ設けられて、それぞれ中空燃料ペレット13と一体をなすことでもよい。あるいは、減速部材15が棒状であって、中空燃料ペレット13が積層された状態で、径方向中央に連通する貫通孔13a内に収納されることでもよい。
A
本実施形態では、熱中性子の割合の小さな燃料ペレットの径方向中心側を除去するだけではなく、さらに減速部材15を設けることにより、第1の実施形態よりも、さらに、熱中性子の割合を増加させることができる。
In the present embodiment, not only the radial center side of the fuel pellet having a small thermal neutron ratio is removed, but also the ratio of thermal neutrons is increased more than in the first embodiment by providing the
[第3の実施形態]
図14は、第3の実施形態に係る超ウラン元素変換燃料集合体の燃料棒の構成を示す水平断面図である。
[Third Embodiment]
FIG. 14 is a horizontal sectional view showing the configuration of the fuel rods of the transuranium element conversion fuel assembly according to the third embodiment.
本実施形態は、第2の実施形態の変形である。本実施形態における熱中性子割合増大構造としての冷却材流路付燃料棒10dは、中空燃料ペレット13、および積層された中空燃料ペレット13を収納する外側被覆管11aおよび内側被覆管11bを有する。外側被覆管11aと内側被覆管11bは、同心に配され上下に延びている。外側被覆管11aの上端と、内側被覆管11bの上端は、図示しない穴あき円板状の端板により結合されている。同様に、外側被覆管11aの下端と、内側被覆管11bの下端は、図示しない穴あき円板状の端板により結合されている。
This embodiment is a modification of the second embodiment. The fuel rod with
内側被覆管11bの内側は、超ウラン元素変換燃料集合体1内の原子炉冷却材16の流路の一部を形成する。原子炉冷却材16である水は減速効果を有することから、本実施形態も第2の実施形態と同様の効果をもたらす。
The inside of the
[第4の実施形態]
図15は、第4の実施形態に係る超ウラン元素変換燃料集合体の燃料棒の構成を示す水平断面図である。本実施形態における熱中性子割合増大構造としての超ウラン元素変換燃料集合体1は、小径燃料棒10eを有する。小径燃料棒10eは、小径の中実燃料ペレット12および小径の小径被覆管11cを有する。小径燃料棒10e間の間隔を維持しながら、燃料棒の径を縮小することにより、燃料に対する冷却材の体積比を増加させる。この結果、中性子の減速効果が大きくなり、熱中性子の割合を増加させ、第1ないし第3の実施形態と同様の効果を得ることができる。
[Fourth Embodiment]
FIG. 15 is a horizontal sectional view showing the structure of the fuel rods of the transuranium element conversion fuel assembly according to the fourth embodiment. The transuranium element
[第5の実施形態]
図16は、第5の実施形態に係る超ウラン元素変換燃料集合体の燃料棒の構成を示す水平断面図である。本実施形態における熱中性子割合増大構造としての低密度燃料棒10fは、低密度ペレット14を有する。低密度ペレット14は、各部の寸法を変更することなしに、ウラン235およびTRUの密度を下げることにより、燃料に対する冷却材の比を増加させ、第4の実施形態と同様の効果を得るものである。
[Fifth Embodiment]
FIG. 16 is a horizontal sectional view showing the configuration of the fuel rods of the transuranium element conversion fuel assembly according to the fifth embodiment. The low
燃料ペレットのみの変更であるため、製造等に対する影響が少なくて済む。 Since only the fuel pellets are changed, there is little influence on manufacturing and the like.
[その他の実施形態]
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。たとえば、実施形態では、超ウラン元素変換燃料集合体1は、中実燃料棒10bおよび中空燃料棒10aの2種類の燃料棒を含む場合を示したが、たとえば、全てが中空燃料棒10aの場合でもよい。
[Other Embodiments]
As mentioned above, although some embodiment of this invention was described, these embodiment is shown as an example and is not intending limiting the range of invention. For example, in the embodiment, the transuranium element
また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。さらに、これらの実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。 Moreover, you may combine the characteristic of each embodiment. Furthermore, these embodiments can be implemented in various other forms, and various omissions, replacements, and changes can be made without departing from the scope of the invention. These embodiments and their modifications are included in the scope and gist of the invention, and are also included in the invention described in the claims and the equivalents thereof.
1…超ウラン元素変換燃料集合体、2…チャンネルボックス、3…ウォータロッド、10…燃料棒、10a…中空燃料棒(燃料棒)、10b…中実燃料棒(燃料棒)、10c…減速材含有燃料棒(燃料棒)、10d…冷却材流路付燃料棒(燃料棒)、10e…小径燃料棒(燃料棒)、10f…低密度燃料棒(燃料棒)、11…被覆管、11a…外側被覆管(被覆管)、11b…内側被覆管(被覆管)、11c…小径被覆管(被覆管)、12…中実燃料ペレット(燃料ペレット)、13…中空燃料ペレット(燃料ペレット)、13a…貫通孔、14…低密度ペレット(燃料ペレット)、15…減速部材、16…原子炉冷却材、18…中空領域、20…制御棒中心、21…制御棒、100…超ウラン元素変換炉心
DESCRIPTION OF
Claims (7)
長手方向に延びて互いに平行に格子状に配列された複数の燃料棒と、
前記複数の燃料棒の径方向外側を包囲するチャンネルボックスと、
を備え、
前記燃料棒はそれぞれ、
所定の燃焼度確保時点における当該超ウラン元素変換燃料集合体での無限中性子増倍率が所定の値以上となる条件を満たす濃度の核分裂性物質を有しかつ超ウラン元素を含む前記長手方向に積層された燃料ペレットと、
前記燃料ペレットを内包する被覆管と、
を有するとともに、
自己遮蔽による前記燃料ペレットの内部の中性子レベルの低下を抑制する熱中性子割合増大構造を有する、
ことを特徴とする超ウラン元素変換燃料集合体。 A transuranium element conversion fuel assembly for transmutation of transuranium elements used in the core of light water cooled nuclear reactors,
A plurality of fuel rods extending in the longitudinal direction and arranged in a grid parallel to each other;
A channel box surrounding a radially outer side of the plurality of fuel rods;
With
Each of the fuel rods
Stacked in the longitudinal direction containing a fissile material having a concentration satisfying a condition that the infinite neutron multiplication factor in the transuranium element conversion fuel assembly at a predetermined burnup securing point is not less than a predetermined value and containing the transuranium element Fuel pellets,
A cladding tube containing the fuel pellets;
And having
Having a thermal neutron ratio increasing structure that suppresses a decrease in the neutron level inside the fuel pellet due to self-shielding,
A transuranium element conversion fuel assembly characterized by that.
互いに並列に格子状に配列され、鉛直方向に延びた複数の超ウラン元素変換燃料集合体と、
前記超ウラン元素変換燃料集合体と並列に配された反応度を制御するための制御棒と、
を具備し、
前記超ウラン元素変換燃料集合体のそれぞれは、
長手方向に延びて互いに平行に格子状に配列された複数の燃料棒と、
前記複数の燃料棒の径方向外側を包囲するチャンネルボックスと、
を備え、
前記燃料棒はそれぞれ、
所定の燃焼度確保時点における当該超ウラン元素変換燃料集合体での無限中性子増倍率が所定の値以上となる条件を満たす濃度の核分裂性物質を有しかつ超ウラン元素を含む前記長手方向に積層された燃料ペレットと、
前記燃料ペレットを内包する被覆管と、
を有するとともに、
自己遮蔽による前記燃料ペレットの内部の中性子レベルの低下を抑制する熱中性子割合増大構造を有する、
ことを特徴とする超ウラン元素変換炉心。 A transuranium element conversion core of a light water cooled nuclear reactor,
A plurality of transuranium element conversion fuel assemblies arranged in a grid in parallel with each other and extending in the vertical direction;
A control rod for controlling the reactivity arranged in parallel with the transuranium element conversion fuel assembly;
Comprising
Each of the transuranium element conversion fuel assemblies is
A plurality of fuel rods extending in the longitudinal direction and arranged in a grid parallel to each other;
A channel box surrounding a radially outer side of the plurality of fuel rods;
With
Each of the fuel rods
Stacked in the longitudinal direction containing a fissile material having a concentration satisfying a condition that the infinite neutron multiplication factor in the transuranium element conversion fuel assembly at a predetermined burnup securing point is not less than a predetermined value and containing the transuranium element Fuel pellets,
A cladding tube containing the fuel pellets;
And having
Having a thermal neutron ratio increasing structure that suppresses a decrease in the neutron level inside the fuel pellet due to self-shielding,
A transuranic element conversion core characterized by this.
前記超ウラン元素変換燃料集合体の幾何形状パラメータの設定を行う幾何形状パラメータ設定ステップと、
前記超ウラン元素変換燃料集合体の核分裂性物質の燃料組成パラメータを設定する燃料組成パラメータ設定ステップと、
前記炉心内の燃料の燃焼計算を行う燃焼計算ステップと、
前記燃焼計算の結果、所定の燃焼度確保時点における当該超ウラン元素変換燃料集合体での無限中性子増倍率が所定の値以上であるか否かを判定し、所定の値以上と判定された場合は終了とする第1の判定ステップと、
前記第1の判定ステップで所定の値以上でないと判定された場合に、前記燃料組成パラメータを変更可能であるか否かを判定し、変更可能と判定された場合は前記燃料組成パラメータ設定ステップに移行する第2の判定ステップと、
前記第2の判定ステップで変更可能と判定されなかった場合に、前記幾何形状パラメータの変更が可能であるか判定し、可能と判定された場合は、前記幾何形状パラメータ設定ステップに移行する第3の判定ステップと、
を有することを特徴とする超ウラン元素変換燃料集合体設計方法。 A design method of a transuranium element conversion fuel assembly for transmutation of transuranium element in the core of a light water cooled nuclear reactor,
A geometric parameter setting step for setting a geometric parameter of the transuranium element conversion fuel assembly;
A fuel composition parameter setting step for setting a fuel composition parameter of a fissile material of the transuranium element conversion fuel assembly;
A combustion calculation step for calculating the combustion of fuel in the core;
As a result of the combustion calculation, it is determined whether or not the infinite neutron multiplication factor in the transuranium element conversion fuel assembly at the time of securing the predetermined burnup is greater than or equal to a predetermined value. Is a first determination step for ending, and
If it is determined in the first determination step that the fuel composition parameter is not greater than or equal to a predetermined value, it is determined whether or not the fuel composition parameter can be changed. If it is determined that the fuel composition parameter can be changed, the fuel composition parameter setting step is performed. A second determination step for transition;
If it is not determined that the change can be made in the second determination step, it is determined whether the geometric parameter can be changed. If it is determined that the change is possible, the process proceeds to the geometric parameter setting step. A determination step of
A transuranium element conversion fuel assembly design method comprising:
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2015152639A JP6577280B2 (en) | 2015-07-31 | 2015-07-31 | Transuranium element conversion fuel assembly, transuranium element conversion core, and transuranium element conversion fuel assembly design method |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2015152639A JP6577280B2 (en) | 2015-07-31 | 2015-07-31 | Transuranium element conversion fuel assembly, transuranium element conversion core, and transuranium element conversion fuel assembly design method |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2017032408A true JP2017032408A (en) | 2017-02-09 |
JP6577280B2 JP6577280B2 (en) | 2019-09-18 |
Family
ID=57987155
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2015152639A Expired - Fee Related JP6577280B2 (en) | 2015-07-31 | 2015-07-31 | Transuranium element conversion fuel assembly, transuranium element conversion core, and transuranium element conversion fuel assembly design method |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP6577280B2 (en) |
Citations (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS6013283A (en) * | 1983-07-04 | 1985-01-23 | 株式会社東芝 | Boiling water reactor |
JPH041593A (en) * | 1990-04-17 | 1992-01-07 | Hitachi Ltd | Fuel assembly |
JPH07191175A (en) * | 1993-12-27 | 1995-07-28 | Hitachi Ltd | Fuel assembly |
JPH1010279A (en) * | 1996-06-20 | 1998-01-16 | Toshiba Corp | Nondestructive burnup evaluation method for reactor fuel |
JP2006064678A (en) * | 2004-08-30 | 2006-03-09 | Toshiba Corp | Fuel assembly arrangement method, fuel rod, and fuel assembly of nuclear reactor |
JP2007163245A (en) * | 2005-12-13 | 2007-06-28 | Toshihisa Shirakawa | Nuclear reactor loaded with spontaneous neutron emission nuclear fuel |
US20090238321A1 (en) * | 2008-03-20 | 2009-09-24 | Areva Np Inc. | Nuclear power plant with actinide burner reactor |
-
2015
- 2015-07-31 JP JP2015152639A patent/JP6577280B2/en not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS6013283A (en) * | 1983-07-04 | 1985-01-23 | 株式会社東芝 | Boiling water reactor |
JPH041593A (en) * | 1990-04-17 | 1992-01-07 | Hitachi Ltd | Fuel assembly |
JPH07191175A (en) * | 1993-12-27 | 1995-07-28 | Hitachi Ltd | Fuel assembly |
JPH1010279A (en) * | 1996-06-20 | 1998-01-16 | Toshiba Corp | Nondestructive burnup evaluation method for reactor fuel |
JP2006064678A (en) * | 2004-08-30 | 2006-03-09 | Toshiba Corp | Fuel assembly arrangement method, fuel rod, and fuel assembly of nuclear reactor |
JP2007163245A (en) * | 2005-12-13 | 2007-06-28 | Toshihisa Shirakawa | Nuclear reactor loaded with spontaneous neutron emission nuclear fuel |
US20090238321A1 (en) * | 2008-03-20 | 2009-09-24 | Areva Np Inc. | Nuclear power plant with actinide burner reactor |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JP6577280B2 (en) | 2019-09-18 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP4516085B2 (en) | Light water reactor | |
JP4739379B2 (en) | Light water reactor core | |
Raflis et al. | Reflector materials selection for core design of modular gas‐cooled fast reactor using OpenMC code | |
JP2000019280A (en) | Core of light water cooling reactor and operation method of the reactor | |
JP2016109585A (en) | Fast reactor core and fast reactor | |
JP6896561B2 (en) | Light water reactor fuel assembly, light water reactor core, light water reactor fuel assembly manufacturing method and MOX fuel assembly manufacturing method | |
JP5524573B2 (en) | Boiling water reactor core and fuel assembly for boiling water reactor | |
JP6577280B2 (en) | Transuranium element conversion fuel assembly, transuranium element conversion core, and transuranium element conversion fuel assembly design method | |
WO2016058993A1 (en) | Fuel assembly for a nuclear power boiling water reactor | |
Attom et al. | Comparison of homogeneous and heterogeneous thorium fuel blocks with four drivers in advanced high temperature reactors | |
JP7010711B2 (en) | Light water reactor operation planning method, light water reactor fuel operation method, light water reactor fuel assembly, and light water reactor core | |
JP6668269B2 (en) | How to operate the nuclear fuel cycle | |
Lau et al. | Feasibility Study of 1/3 Thorium‐Plutonium Mixed Oxide Core | |
Hino et al. | Light water reactor system designed to minimize environmental burden of radioactive waste | |
JP2013033065A (en) | Light water reactor core and fuel assembly for the light water reactor | |
RU2601558C1 (en) | Method of nuclear rector operation in fuel cycle with extended production of fissile isotopes | |
Galahom et al. | Design of an MCNPX model to simulate the performance of BWRs using thorium as fuel and its validation with HELIOS code | |
JP5524581B2 (en) | Boiling water reactor core and fuel assembly for boiling water reactor | |
JP5524582B2 (en) | Boiling water reactor core and fuel assembly for boiling water reactor | |
Morrison et al. | The effect of Am241 on UK plutonium recycle options in thorium-plutonium fuelled LWRs–Part II: BWRs | |
Sekimoto et al. | Power flattening for sodium cooled metallic fuel CANDLE reactor by adding thorium in inner core | |
JP2016038260A (en) | Transuranium element nuclear transmutation method and transuranium element nuclear transmutation furnace core | |
JP5225361B2 (en) | Light water reactor core | |
JP6877922B2 (en) | Manufacturing method of nuclear fuel material, fuel rods, fuel assembly, light water reactor core, and nuclear fuel material | |
JP2013068622A (en) | Core of light water reactor and fuel assembly for light water reactor |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A711 | Notification of change in applicant |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A711 Effective date: 20171201 Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A712 Effective date: 20171201 |
|
A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20180305 |
|
A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20181207 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20190129 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20190401 |
|
TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20190723 |
|
A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20190822 |
|
R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 6577280 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |