JP2017083215A - 超ウラン核燃料集合体（１３０） - Google Patents

Abstract

【課題】沸騰水型原子炉においてボイド反応度係数を正にする傾向があるPuを始めとする超ウラン元素を効率よく燃焼でき、かつ、再処理し易い核燃料集合体を提供する。
【解決手段】超ウラン元素核燃料棒１３１は、ステンレス製の鞘である被覆管１５１の中に中空燃料筒１３２を装荷密封してなる。中空燃料筒１３２は、非α-nホウ素含有材製またはホウ素含有材製の固体中性子吸収減速材円筒１３４の内側表面または外側表面に超ウラン元素金属１３３を塗布してなる。固体中性子吸収減速材棒１６１は、ステンレス製の鞘である被覆管１５２の中にホウ素含有材円柱１５３を装荷密封してなる。超ウラン核燃料集合体１３０は、ステンレス製のチャンネルボックス３５の中に前記超ウラン元素核燃料棒１３１を正方格子状または3角格子状に配列し、配列された超ウラン元素核燃料棒１３１の１部を固体中性子吸収減速材棒１６１で置換する。
【選択図】図４

Description

本発明は、沸騰水型原子炉の核燃料集合体に関する。

図１は沸騰水型原子炉に装荷せる核燃料を内包する従来の核燃料集合体（３０）の概略斜視図である（非特許文献1。非特許文献２）。
核燃料集合体（３０）は、多数本正方格子状に配列した核燃料棒（３１）の束の４面をジルコニウム合金の正方形の枠であるチャンネルボックス（３５）の中に覆い、核燃料棒（3１）の束の上端をステンレス製の上部タイプレート（２）で下端をステンレス製の下部結合板（５０）で結合支持してなる。
チャンネルボックス（３５）は、上部タイプレート（２）に結合ピン（４０）により上部で結合されている。ステンレス製の上部タイプレート（２）には核燃料集合体（３０）を移動させるためのトッテ（２１）が付設されている。
スペーサ（３４）は核燃料棒（３１）の高さ途中に数個位置して核燃料棒（３１）間の間隔を規制する。
正方格子状に配列されたる核燃料棒（３１）の間隙を冷却材が流れる。
ステンレス製の上部タイプレート（２）の詳細を示す図３に記載せる上部端栓差込口（２２）には、核燃料棒（３１）の上部端栓（４２）が差込まれる。
図３に記載せるステンレス製の下部結合板（５０）の上面は後記の下部結合板格子部（５２）及び下部端栓軸差込部（５１）からなる。下部端栓軸差込部（５１）及び下部結合板格子部（５２）とで囲まれた空隙部は冷却材流入口（５３）となっていて、冷却材である水が冷却材流入口（５３）からチャンネルボックス（３５）の内側に入る。
核燃料棒（３１）下端のステンレス製の図２に示す下部端栓（４7）が、下部端栓軸差込部（５１）に差し込まれる。下部端栓軸差込部（５１）は、下部結合板格子部（５２）によって支えられている。
核燃料集合体（３０）に流入した水は、核燃料棒（３１）から熱を吸収して液体の水の一部が飽和蒸気になる。液体である飽和水と気体である飽和蒸気が共存して流れている二相流となって上部に流れる。二相流断面において飽和蒸気が占める割合をボイド率と呼んでいる。定常出力運転時でのボイド率は核燃料集合体（３０）の下部ではゼロであり、中程では約４５％になっており、上部では約７０％になっている。
運転圧力約７０気圧での飽和蒸気温度は約286℃である。
図２は、核燃料集合体（３０）と十字形の制御棒（３６）とからなる炉心平面の部分図及び核燃料棒（3１）の縦断面図である。
核燃料集合体（３０）は正方格子状に配列してなる十字形の制御棒（３６）に隣接させて装荷される。
チャンネルボックス（３５）枠の中に、核燃料棒（３１）は多数本正方格子状に配列されている。多数本の核燃料棒（３１）の内、数本は核燃料が装荷されていない水棒で置換えられている場合がある。
核燃料棒（３１）の間は主冷却材通路（１１）となっており、二相流が流れている。核燃料棒（３１）から発生した熱は二相流に伝達される。核燃料集合体（３０）下端から入った未飽和水は飽和水となり、飽和水の1部が蒸気となって二相流となり、核燃料集合体（３０）上端に向かって流れ出る。
隣接する核燃料集合体（３０）の間の漏洩冷却材通路（１２）には、未飽和水が下部から流入し飽和水となって上に流れている。十字形の制御棒（３６）は漏洩冷却材通路（１２）の中を上下に動ける。十字形の制御棒（３６）に敷設されている制御棒ガイドローラにより、制御棒（３６）は隣接するチャンネルボックス（３５）の間を滑らかに上下動できる。反応度を制御するための中性子吸収物には、ボロンカーバイド（B4C）と金属ハフニウム（Hf）がある。図2は板状の金属ハフニウムを十字形に配列している。金属ハフニウムは剝き出しであったり、ステンレスの板で覆っていたりする。
ボロンカーバイドは粒状であって、ステンレス製の円筒状の鞘の中に充填密封されている。ボロンカーバイドを内蔵した多数本の円筒を十字形に配列している。
核燃料棒（3１）は、大気圧の約10倍程度のヘリウムを内封する直径約10mm長さ2m~4ｍの中空円筒形鞘であるジルコニウム合金製またはステンレス製の被覆管（４１）と、この被覆管（４１）の上下開口端を気密閉塞するステンレス製の上部端栓（４２）及びステンレス製の下部端栓（４７）と、上部スプリング（４５）と、上部プレナム（１６）と、被覆管（４１）内に装填される核燃料である濃縮ウランの酸化物またはウラン（ウラニウムとも呼ぶ）とプルトニウムの混合酸化物(MOX)を円柱状に焼結してなる多数個の核燃料ペレット（４４）から構成されている。
下部端栓（４７）は2段になっていて、上側の下部端栓傘部（４８）と下側の下部端栓軸部（４９）とからなる。
下部端栓軸部（４９）は、前記下部結合板（５０）の下部端栓軸差込部（５１）に差し込まれる。
下部端栓傘部（４８）は、上は被覆管（４１）に直結している。
図3に図1に示した核燃料集合体（３０）の下部及び上部の詳細図である。
下部結合板（５０）はノーズ部(54)と上面部とからなるステンレス鋼鋳物である。
ノーズ部(54)から冷却水を核燃料集合体（３０）内に取り込む。
上面部で核燃料棒（３１）を支える。
上面部には、核燃料棒（３１）の下部端栓軸部（４９）を差し込むための下部端栓軸差込部（５１）が格子状に配列されている。下部端栓軸差込部（５１）は下部結合板格子部（５２）で支えられる。下部端栓軸差込部（５１）と下部結合板格子部（５２）とで囲まれた空隙は、冷却材が流入してくるための冷却材流入口（５３）である。冷却材である水が核燃料集合体（３０）下端の冷却材流入口（５３）からチャンネルボックス（３５）の内側に入る。
上部タイプレート（２）には核燃料集合体（３０）を移動させるためのトッテ（２１）が付設されている。
上部タイプレート（２）底面には、前記の上部端栓（４２）を差込むための上部端栓差込口（２２）が貫通している。上部タイプレート（２）の所々に冷却材である水と蒸気が流出するための冷却材通路が開いている。
：同文書院、1982年、三島良積「核燃料工学」 ：オーム社、1989年、浅田他「原子力ハンドブック」。

核燃料であるウラン（U）やプルトニウム（Pu）の中性子との反応は中性子の速度によって変わり、中性子の速度は減速材である水の量により変わる。したがって、ボイド率の違いは水の量の違いであるから、ボイド率の違いは核燃料と中性子との反応の結果生じる出力に変化をもたらし、逆に出力の変化はボイド率に違いをもたらす。

沸騰水型原子炉（BWR）の出力制御には２つの方法がある。１つは制御棒挿入位置の調整による原子炉反応度制御である。流量の大きな急変化や圧力の大きな急変化や放射線に関わる大きな急変化が監視装置により検知されると制御棒は自動的に炉心に挿入される。
他は冷却材の状態変化によるものである。状態変数としては、炉心流量、炉心入口冷却材温度、原子炉圧力である。炉心流量制御装置により炉心流量を変化させて蒸気泡割合を変化させて原子炉反応度を制御することにより出力を制御する。現行BWRのようにボイド反応度係数が負であれば、出力が何らかの原因で上昇してボイドが増加すれば反応度が減少して自然に出力は減少して元の状態に戻る。逆に出力が何らかの原因で下降してボイドが減少すれば反応度が増加して自然に出力は上昇し元の状態に戻る。
原子炉圧力については、原子炉圧力に変化（増加または減少）を生じると、出力変化（増加または減少）をもたらす。現行BWRのようにボイド反応度係数が負であれば、圧力が何らかの原因で上昇してボイドが潰れて減少すれば反応度が増加して、出力は増加しボイドが再び増えて圧力は更に上昇する。圧力が不安定になる可能性がある。これを是正するために、原子炉圧力を自動的に一定に保つための圧力制御装置がある。
BWRでは出力制御には原子炉圧力を積極的には利用しないとは言っているが、圧力変動に見るように、ボイド反応度係数が負であっても圧力制御装置は必須装置である。圧力制御装置が健全であれば出力の安定性が保たれ、原子炉の安全性は保たれる。蛇足ではあるが、加圧水型原子炉においてもボイド反応度係数が負であっても圧力制御装置は必須装置である。
炉心での核反応を大きく制御するためには、制御棒操作による中性子吸収割合の制御が主体である。数秒で原子炉出力をゼロにするには制御棒の急速挿入が主体である。
想定外の巨大地震等により、万一、原子炉の健全性が損なわれる事態になれば、ボイド率のことよりも、制御棒による中性子吸収割合の制御が主体である。ただ、制御棒が挿入されたからといって安心してはいけなく、崩壊熱除去のための容量は小さくてもよいから種々の冷却水循環ポンプや、自然循環経路確保と冷却材確保による炉心流量の長期間確保が重要である。

原子力発電を続行するためには、今後、少なくとも100年間は原子力発電が必要とされるものでなければならない。原子力発電が100年間必要であるためには、石油・LNG資源よりも長期間核燃料が日本で確保し続けられるものでなければならない。そのためには、核燃料の再処理が前提になる。
核燃料再処理の現状は停滞している。その主たる原因は、U235濃縮ウラン酸化物燃料の再処理の難しさにある。軍事目的でプルトニウム239（Pu239）を生成するために開発された再処理技術は、金属ウランを低燃焼度で取出し、Pu239を多く含むプルトニウムを抽出するための技術であった。
一般的には、ボイド反応度係数は負であることが望ましいとされているが、使用済み核燃料中に存在するプルトニウムをはじめとする超ウラン元素はボイド反応度係数を正にする傾向が高い。
超ウラン元素は、原子番号92のウランよりも大きな原子番号を持つ元素。例えば、ネプツニウム（Nｐ）、プルトニウム（Pu）、アメリシウム（Am）、キューリウム（Cm）等がある。
使用済み核燃料中にはウランが大量に存在するが、再処理過程でウランと超ウラン元素は分離される。
なお、ウラン核燃料の使用済み核燃料中には、ウラン235から生成されるプルトニウム236が存在する。プルトニウム236はα線が強いので、酸化ウランの場合は酸素がα-n反応（α線を吸収して中性子を発生する）によって多くの中性子を発生させる。再処理において困難をもたらす。なお、炭素もα-n反応が大きい。
現行BWRのようにボイド反応度係数が負であると、圧力が何らかの原因で上昇してボイドが潰れて減少すれば反応度が増加して、出力は増加しボイドが再び増えて圧力は更に上昇する。圧力が不安定になる可能性がある。運用上望ましくない。圧力が何らかの原因で上昇しても当該装置により炉心圧力は一定に保たれる。
余談ではあるが、自動ではない自動減圧系（ADS）という名称は誤解を招くから強制減圧系（FDS）と呼ぶべきであろう。自動ではない自動○▽が沢山あるのは気になる。

ボイド反応度係数を正にする傾向がある超ウラン元素を酸化物（超ウラン元素からのα線を受けてα-n反応する）を避けて金属の形で核燃料とし、後記の非α-nホウ素含有材導入によりボイド反応度係数が過度に正にならないように工夫した核燃料集合体を採用し、再処理コストの安い核燃料集合体とする。
現行BWRとは反対にボイド反応度係数が正では、出力が何らかの原因で上昇してボイドが増加すれば反応度が増加して出力が増加しボイドが増加するから圧力が更に上昇しようとするが、原子炉圧力を一定に保つための圧力制御装置があるから、圧力上昇は抑制されボイドの増加も抑制されるから出力の更なる上昇は抑制される。
ボイド反応度係数が負であっても正であっても、圧力制御装置が健全であれば原子炉の安全性は保たれる。したがって、核燃料がボイド係数を負にするウラン２３８を大量に内蔵する必要がなく、むしろ、大量のウラン２３８が削除されているため再処理ではコスト減になる。
圧力に関して、同じくボイド反応度係数が正では、圧力が何らかの原因で上昇してボイドが潰れて減少すれば反応度が減少して出力は減少しボイドも減少するから圧力は減少し元に戻る。
同じくボイド反応度係数が正では、全循環ポンプ停止により流量が減少してボイドが増加すれば反応度が増加して出力は増加しボイドが増加して圧力も上昇するが、圧力上昇によりボイドが潰れるため反応度が減少して出力は減少しボイドが減少するから圧力は減少する。流量停止信号により自動的に制御棒を緊急挿入すれば原子炉は停止する。
同じくボイド反応度係数が正では、給水温度加熱器故障等の原因により流量温度が上昇（大きくは上昇しない）してもボイド増加は大きなものではない。ボイド増加により反応度が増加して出力は増加し圧力も上昇するが、圧力制御装置があるから、圧力上昇は抑制されボイド増加も抑制されるから出力の上昇は抑制される。給水温度加熱器故障信号や流量温度上昇信号により自動的に制御棒を緊急挿入すれば原子炉は停止する。
大抵の化学プラントは高温高圧の装置を擁している。その時、圧力制御装置敷設はほぼ必須になっている。圧力制御装置は精度も高く経験も豊富である。
それでも、ボイド反応度係数が過度に正にならないようにするためには、以下のような工夫をする。後記の非α-nホウ素含有材を導入する。その他、核燃料棒間隙を狭くして冷却材領域を小さくしてボイド変化が生じる幅を狭くするとか、通常運転はボイドが高い状態にして１００％ボイドとの差を小さくするとかにする。
被覆管材料は、ジルコニウム合金が主流であるが、炉心溶融事故を想定すると水―ジルコニウム反応による水素発生を抑制する意味から、ステンレスにした。

圧力制御装置を持つ沸騰水型原子炉に装荷せる核燃料集合体についての発明である。
超ウラン元素核燃料棒（１３１）は、ステンレス製の鞘である被覆管１（１５１）の中に後記中空燃料筒（１３２）を装荷密封してなる。
中空燃料筒（１３２）は、後記固体中性子吸収減速材円筒（１３４）の内側表面または外側表面に超ウラン元素金属（１３３）を塗布してなる。塗布には、例えば、圧延、メッキ、真空蒸着がある。その他、超ウラン元素金属（１３３）は塗布するのではなく円筒状にして、固体中性子吸収減速材円筒（１３４）の外側に嵌め込んで、中空燃料筒（１３２）としても良い。
固体中性子吸収減速材円筒（１３４）は、非α-nホウ素含有材製またはホウ素含有材製またはエルビウム製またはガドリウム製の上下端開の中空円筒である。
固体中性子吸収減速材棒（１６１）は、ステンレス製の鞘である被覆管２（１５２）の中に非α-nホウ素含有材製またはホウ素含有材製の円柱形のホウ素含有材円柱（１５３）を装荷密封してなる。被覆管２（１５２）の直径と長さと材料を被覆管１（１５１）と同じにすれば、製造や設計がしやすくなる。
本発明の超ウラン核燃料集合体（１３０）は、ステンレス製のチャンネルボックス（３５）の中に前記超ウラン元素核燃料棒（１３１）を正方格子状または3角格子状に配列し、配列された超ウラン元素核燃料棒（１３１）の１部を前記固体中性子吸収減速材棒（１６１）で置換してなることを特徴とする。
中空燃料筒（１３２）もホウ素含有材円柱（１５３）も１個の高さが全長の300分の１程度にして被覆管の中に堆積させてもよい。運転中の膨張や収縮による影響が緩和でき、超ウラン元素核燃料棒（１３１）や固体中性子吸収減速材棒（１６１）の健全性が高くなる。
非α-nホウ素含有材は、ホウ素成分を含有するがα-n反応する炭素と酸素を含有しない物質、例えば、ホウ化鉄（FeB）または４ホウ化鉄（FeB4）または２ホウ化オスミウム（OsB2）または２ホウ化レニウム（ReB2）または２ホウ化クロム（CrB2）をステンレスの中に混合内蔵したものである。
なお、粉末状ホウ化鉄または４ホウ化鉄または２ホウ化オスミウムまたは２ホウ化レニウムまたは２ホウ化クロムを粉末冶金法で成形すれば、ステンレス無しでも単独で円筒形にできる。
ホウ素含有材は、ホウ珪酸ガラスや炭化ホウ素（B4C）をステンレスの中に混合内蔵したものとする。成分である酸素や炭素がα-n反応を起こすため望ましくはないが、ホウ珪酸ガラスや炭化ホウ素もステンレスの中に混合内蔵すれば使用可能ではある。超ウラン元素からのα線はステンレスに遮られて酸素や炭素にα線は届きにくい。しかし、事故や再処理過程で溶融した場合、ホウ珪酸ガラスや炭化ホウ素が剝きだしになれば、酸素や炭素が超ウラン元素からのα線を受けてα-n反応を起こす可能性があるから望ましくはない。ただ、固体中性子吸収減速材棒（１６１）は、再処理の初期工程で予め取り出しておけばよいから、ホウ素含有材円柱（１５３）にホウ素含有材の使用が可能である。
超ウラン核燃料集合体（１３０）中に十分な本数の固体中性子吸収減速材棒（１６１）を装荷すれば、中性子吸収固体減速材円筒（１３４）はエルビウム（Er）またはガドリニウム（Gd）としてもよい。ErもGdも融点が超ウラン元素金属よりも高いため、超ウラン元素金属を保持する能力が高い。更に、エルビウムもガドリニウムも中性子吸収断面積が大きいため、1年程度の燃焼で中性子吸収能力が実質的にゼロになるから、超ウラン元素を無駄に多く装荷しなくて済む。

中空燃料筒（１３２）において、当該超ウラン元素金属（１３３）の外表面を更にステンレスまたはエルビウムまたはガドリニウム金属で被覆し下端を閉じると、超ウラン元素金属（１３３）は位置的に安定するばかりでなく、燃料が溶融しても健全性が保たれる。
再処理し難くはなるが、超ウラン元素金属（１３３）粉と共にホウ化鉄またはエルビウムまたはガドリニウムをステンレスの中に含有させた中空燃料筒（１３２）としてもよい。
極端ではあるが、超ウラン核燃料棒（１３１）は、被覆管１（１５１）の内側表面に超ウラン元素金属（１３３）を塗布し、固体中性子吸収減速材円筒（１３４）のみを装荷密封してもよい。
なお、超ウラン元素金属（１３３）の両面をホウ化鉄や４ホウ化鉄やエルビウムやガドリニウムで塗布（圧延、メッキ、真空蒸着）してから被覆管１（１５１）の中に装荷密封してもよい。
ホウ素は、ホウ素10（約２０ｗｔ％）とホウ素11（約８０ｗｔ％）を含有している。ホウ素の質量は軽いから高速中性子を減速させる。何らかの原因でボイドが増加すると水の成分である水素が減少するから高速中性子が増加する。高速中性子を減速させるホウ素があれば、たとえ、ボイドが１００％になっても、高速中性子の増加は限定的である。その上、ホウ素10は低速中性子吸収断面積が大きいから、ホウ素が減速させた低速中性子を吸収してしまい、核燃料が核分裂するのを抑制する。
ホウ素10の中性子吸収断面積は極端には大きくないため、長期間中性子に曝されてもホウ素10は若干ではあるが存在し続け、低速中性子吸収効果は持続する。
超ウラン元素金属（１３３）にウラン238が若干混入されていても問題はない。ウラン238は中性子を吸収してプルトニウムになって核燃料の消耗を補ってくれる。更に、ウラン238はボイド反応度係数を負にする傾向が大きいので、ボイド反応度係数が正の傾向を持つ超ウラン元素主体の核燃料のボイド反応度係数は正の傾向が抑制される。したがって、再処理における分離作業が厳密なものでなく緩やかなもので若干のウラン238が混入してもよく、再処理コスト低減になる。

全核燃料を金属ウラン235濃縮度が100%の核燃料を用いて、現行BWRのように酸化ウラン235濃縮度が3wt%の核燃料で3年間以上の使用ができるようにするには、金属ウラン235を現行BWR体積割合の約２％装荷で済む。金属ウラン235濃縮度が100%のものを製造するのは技術的よりも政治的に困難であるが、金属ウラン235濃縮度が20%のものは技術的にも政治的に許容範囲内であるから、再処理量の削減や熱除去の容易さがある。したがって、金属ウラン235濃縮度が20%の核燃料を本発明の超ウラン核燃料集合体（１３０）の核燃料に応用できる。
全核燃料を超ウラン元素の金属で現行BWR相当の使用ができるようにするには、プルトニウム中の核分裂性プルトニウム割合や、アメリシウムの内の比較的長寿命核分裂性のものやキューリウム245を考慮して、１グラムの核分裂性プルトニウムが発生する核分裂エネルギーは１グラムのウラン235が発生する核分裂エネルギーとほぼ同じであるとすると、現行BWRに装荷されている全核燃料体積の2~3%で済む。
熱除去は現行BWR程度とすれば、核燃料棒の直径を現行BWR程度とすると、超ウラン元素の金属の直径も現行BWR程度である。そうすると、超ウラン元素の金属の厚さは0.1mm以下でよいことになる。そうなると、現行BWR核燃料棒直径よりも若干小さい直径の中空燃料筒（１３２）の表面（外側表面または内側表面）に0.1mm程度の超ウラン元素金属（１３３）を塗布（圧延、メッキ、真空蒸着）することが考えられる。再処理のために超ウラン元素は表面のみにあるから、剥がし易く或は溶出させ易い。
中空燃料筒（１３２）の内側空間の中央ガスプレナム（１３５）は、気体状の核分裂生成物を溜めておく空間の役割を果たす。

十字形の制御棒（３６）の中性子吸収物においても、上記非α-nホウ素含有材またはホウ素含有材が有効である。従来の粒状のボロンカーバイドは円筒状の鞘の中に密封内蔵されていたが、零れ落ちる恐れがある。非α-nホウ素含有材またはホウ素含有材は粉末冶金法により板状または円筒状にしたものであるから零れ落ちの心配がない十字形の制御棒（３６）とする。
一方、従来の金属ハフニウムは化学的にジルコニウムに似ているから、高温の水にあうと水から水素を発生させる恐れがある。非α-nホウ素含有材またはホウ素含有材を板状または円筒状にした中性子吸収物からなる十字形の制御棒（３６）なら高温の水にあっても水から水素を発生させ難い。
圧力制御装置を持つ沸騰水型原子炉において、前記超ウラン核燃料集合体（１３０）を、ホウ素含有材を板状または円筒状にした中性子吸収物からなる十字形の制御棒（３６）に隣接させて装荷したことを特徴とする原子炉の炉心。

通常運転中に核燃料が保有する熱量は、ウラン238が削除された分大幅に削減される。したがって、原子炉を停止すると核燃料温度は急激に減少する。停止直後の冷却材流量は大流量である必要がない。或は、緊急停止時の冷却材流量も少なくて済む。原子炉の安全性確保では長期間の冷却能力に注力すればよい。
燃焼初期の核燃料には多量の核分裂性物質を含有するから、本来なら核分裂連鎖反応が過大になる。しかし、非α-nホウ素含有材の中のホウ素10により、中性子を吸収するため核分裂連鎖反応が抑制される。
燃焼末期になると核分裂性物質が減少するから、核分裂連鎖反応が抑制される。しかし、燃焼末期には非α-nホウ素含有材の中のホウ素10も燃焼消耗し核分裂連鎖反応の抑制能力が減衰しているから、核分裂連鎖反応は燃焼末期でも維持できる。
ホウ素のホウ素10が燃焼消耗している燃焼末期に何らかの原因によりボイドが増加して高速中性子が増加しても、非α-nホウ素含有材の中のホウ素11が高速中性子を減速させ、減速した中性子を残存ホウ素10が吸収するため、中性子の増加は緩やかなものとなる。
何らかの原因により、急激にボイドが増加して原子炉圧力が高まっても圧力制御装置が圧力増加を抑制するため（蒸気を復水器や圧力抑制プールや格納容器内に逃す）ボイドの増加は抑制される。
余りに急激にボイドが増加して、ボイド反応度係数が正であると出力が急上昇するが、監視装置が出力の急上昇を感知して制御棒を挿入し、中性子を吸収して核分裂連鎖反応を低下させる。
本核燃料集合体の中には、炭素や酸素といったα-n反応を起こす物質を使用していないため、その分、放出中性子が少なく再処理や搬送が楽である。
特に、核燃料が酸化物でなく金属であるから、酸素のα-n反応による中性子発生を考慮しなくて済む（ただし、自発中性子の発生はある）。更に、金属核燃料であることは、昔からあった核兵器製造のための再処理技術が使えるため再処理が容易になり、円滑に再処理して得られた超ウラン元素金属燃料を再使用して持続的に発電することができる。
超ウラン元素の再処理で済むため、廃棄物は非常に少ない。被覆管やチャンネルボックスも再処理再使用すれば廃棄物はほぼ、ゼロである。

プルトニウムを含めて超ウラン元素が効率よく燃焼できて、かつ、再処理し易い核燃料集合体が提供できた。

図４は、本発明の超ウラン核燃料集合体（１３０）の断面図である。超ウラン元素核燃料棒（１３１）の断面図と縦断面図も示した。
超ウラン核燃料集合体（１３０）は、ステンレス製のチャンネルボックス（３５）の中に後記超ウラン元素核燃料棒（１３１）を正方格子状に配列し、配列された超ウラン元素核燃料棒（１３１）の１部を後記固体中性子吸収減速材棒（１６１）で置換する。
超ウラン元素核燃料棒（１３１）は、ステンレス製の鞘である被覆管１（１５１）の中に後記中空燃料筒（１３２）を装荷密封してなる。
中空燃料筒（１３２）は、後記固体中性子吸収減速材円筒（１３４）の外側表面に超ウラン元素金属（１３３）を圧延またはメッキまたは真空蒸着してなる。
固体中性子吸収減速材円筒（１３４）は、非α-nホウ素含有材製またはホウ素含有材製またはエルビウム製またはガドリウム製の上下端開の中空円筒である。
固体中性子吸収減速材棒（１６１）は、直径と長さと材料が被覆管１（１５１）と同じであるステンレス製の鞘である被覆管２（１５２）の中に非α-nホウ素含有材製またはホウ素含有材製の円柱形のホウ素含有材円柱（１５３）を装荷密封してなる。
ボイドが急に多くなっても、遠くの超ウラン元素核燃料棒（１３１）で生成された中性子も固体中性子吸収減速材棒（１６１）に届くため、中性子の増加は抑制される。
中空燃料筒（１３２）の内側空間の中央ガスプレナム（１３５）は、気体状の核分裂生成物を溜めておく空間の役割を果たす。
中空燃料筒（１３２）の上部は当該中空燃料筒（１３２）の伸び縮みが可能なように上部端栓（４２）にバネで押えている。この時出来る若干の空間から気体状核分裂生成物が中央ガスプレナム（１３５）の中に入っていく。
超ウラン元素核燃料棒（１３１）の下端は、耐熱材（例えば、中性子吸収能力が高く、かつ、耐熱性のタンタル製(Ta)）の耐熱下部端栓軸部（１４８）で密封している。耐熱下部端栓軸部（１４８）の中央は空洞になっていて、溶融核燃料溜め（１４７）となっている。何らかの事故により核燃料が溶融した場合、ここに、溶融核燃料が落下貯留される。なお、固体中性子吸収減速材円筒（１３４）の下端は耐熱下部端栓軸部（１４８）に支持されているが、固体中性子吸収減速材円筒（１３４）の下端の１部に溶融核燃料を通過させるための溶融核燃料流出口を開けておく。超ウラン元素金属（１３３）を固体中性子吸収減速材円筒（１３４）の内側表面に塗布する場合には溶融核燃料流出口は不要であり、溶融核燃料は耐熱下部端栓軸部（１４８）に落下する。
固体中性子吸収減速材棒（１６１）のホウ素含有材円柱（１５３）長さは、中空燃料筒（１３２）と同じである。被覆管２（１５２）も被覆管１（１５１）と同じであるため、炉心設計計算が容易になり、計算精度が高くなる。固体中性子吸収減速材棒（１６１）の断面図と縦断面図は、超ウラン元素核燃料棒（１３１）の断面図と縦断面図とほぼ同じである。ただ、中空燃料筒（１３２）をホウ素含有材円柱（１５３）で置換えただけである。
本図では、超ウラン元素核燃料棒（１３１）の配列は、8x8となっているが、超ウラン元素核燃料棒（１３１）の直径を細くして16x16とすれば、超ウラン元素核燃料棒（１３１）のピーク線出力密度は、100w/cm程に低下する。溶融し難くなる。

海底地大震の滑り箇所は、プレート境界の昔の火山灰堆積層部分で起こることが多いということが解ってきた。そうすると、日本列島周辺海底のどこでも海底地大震は起こり得るから、先の大地震級の地震が今後も起こることを想定しなければならない。炉心溶融事故を想定しなければならない。本発明の核燃料集合体を装荷した原子炉であれば、核燃料が少ないから大事故になっても後処理が容易である。
マイナンバー導入により経済活動が委縮するからマイナンバー不況になり、高価な太陽光発電を買取余裕がなくなる。廉価な原子力発電に頼らざるを得なくなる。
太陽光が含まれない廉価な電力を輸出中小企業、輸出大企業、中小企業、病院は、自家発電代行サービス会社から買電する可能性がある。固定価格買取制度に基づく高価な太陽光電力は一般家庭に集中的に売電されることになる。この結果、優秀企業や重要な個所には廉価な電力が行き渡り、一般家庭では太陽光電力割合が高くなり有識者やマスコミから受けがよくなろう。
しかし、家壁を少なくして南側が開けている日本家屋の南側屋根に太陽光発電装置は搭載されるのであろうから、大地震が発生した時、南側から倒壊する恐れがある。実際にそんな災害が起きることを経験すると太陽光発電設置者が減少するかもしれない。山肌や地面に直置きした太陽光発電装置は、風水害に弱い。実際にそんな災害が起きることを経験すると太陽光発電設置業者は減少するかもしれない。その結果、山肌や地面を掘り起こすことが本当に環境に優しいかどうかは、問わないことにしても、環境に優しい電力が不足するから、原子力発電が見直されるかもしれない。
どんな少子化対策も効果は無いから（鴇、雷鳥に見るように衰退する動物は簡単には増加できない。金持ちが海外で多数の子を成し認知するという話題があったが、これは人口増加対策の１つにはなろう）、人口は7千万人以下になるということを受け入れて幸せになることを考えた方がよい。
大事な霞ヶ関公務員は温存しなければならないが、民の幸せのために減税するために、現業公務員の給料を上げるが人数は大幅に削減する必要がある。霞ヶ関公務員が地方巡業に行って実績を上げる必要のあるシステムをやめれば（地方の所長として行くのではなく、八州様の様に調査員または監視員として作業には手を出さない）現業公務員を甘やかすことがなくなるから現業公務員の人員削減は可能であろう。１人でできる作業を2人でできるようにするのでなく、１人でできる作業を0.6人でできるようにするのを奨励する。武器を携行しない駐在さんは、各自治体が雇えばよい。海外邦人救出自衛官は高級・遺族年金の厚遇で応えればよい。
点在集落の集約化、化石燃料の輸入を減らして太陽光発電と原子力発電でエネルギーを賄えばなんとかなろう。特に、太陽光発電ブームが萎むことを念頭に置くと、原子力発電の役割が増大するから本発明が役立つ。

沸騰水型原子炉に装荷せる核燃料を内包する従来の核燃料集合体（３０）の概略斜視図。 従来の核燃料集合体（３０）と従来の十字形の制御棒（３６）とからなる従来の炉心平面の部分図及び従来の核燃料棒（3１）の縦断面図。 図1に示した核燃料集合体（３０）の下部及び上部の詳細図。 本発明の超ウラン核燃料集合体（１３０）の断面図。

２は上部タイプレート。
１１は主冷却水通路。
１２は漏洩水通路。
１６は上部プレナム。
２１はトッテ。
２２は上部端栓差込口。
３０は核燃料集合体。
３１は核燃料棒。
３４はスペーサ。
３５はチャンネルボックス。
３６は十字形の制御棒。
４０は結合ピン。
４１は被覆管。
４２は上部端栓。
４４は核燃料ペレット。
４５はスプリング。
４７は下部端栓。
４８は下部端栓傘部。
４９は下部端栓軸部。
５０は下部結合板。
５１は下部端栓軸差込部。
５２は下部結合板格子部。
５３は冷却材流入口。
５４はノーズ部。
１３０は超ウラン核燃料集合体。
１３１は超ウラン元素核燃料棒。
１３２は中空燃料筒。
１３３は超ウラン元素金属。
１３４は固体中性子吸収減速材円筒。
１３５は中央ガスプレナム。
１４７は溶融核燃料溜。
１４８は耐熱下部端栓軸部。
１５１は被覆管１。
１５２は被覆管２。
１５３はホウ素含有円柱。
１６１は固体中性子吸収減速材棒。

Claims (2)

1. 圧力制御装置を持つ沸騰水型原子炉に装荷せる核燃料集合体において、
   超ウラン元素核燃料棒（１３１）は、ステンレス製の鞘である被覆管１（１５１）の中に後記中空燃料筒（１３２）を装荷密封してなり、
   中空燃料筒（１３２）は、後記固体中性子吸収減速材円筒（１３４）の内側表面または外側表面に超ウラン元素金属（１３３）を塗布してなり、
   固体中性子吸収減速材円筒（１３４）は、非α-nホウ素含有材製またはホウ素含有材製またはエルビウム製またはガドリウム製の上下端開の中空円筒であり、
   固体中性子吸収減速材棒（１６１）は、ステンレス製の鞘である被覆管２（１５２）の中に非α-nホウ素含有材製またはホウ素含有材製の円柱形のホウ素含有材円柱（１５３）を装荷密封してなり、
   超ウラン核燃料集合体（１３０）は、ステンレス製のチャンネルボックス（３５）の中に前記超ウラン元素核燃料棒（１３１）を正方格子状または3角格子状に配列し、配列された超ウラン元素核燃料棒（１３１）の１部を前記固体中性子吸収減速材棒（１６１）で置換してなることを特徴とする。
2. 圧力制御装置を持つ沸騰水型原子炉において、請求項1の超ウラン核燃料集合体（１３０）を、非α-nホウ素含有材またはホウ素含有材を板状または円筒状にした中性子吸収物からなる十字形の制御棒（３６）に隣接させて装荷したことを特徴とする原子炉の炉心。

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