JP2018054601A - 軽水炉用燃料集合体、軽水炉炉心、軽水炉用燃料集合体製造方法およびｍｏｘ燃料集合体製造方法 - Google Patents
軽水炉用燃料集合体、軽水炉炉心、軽水炉用燃料集合体製造方法およびｍｏｘ燃料集合体製造方法 Download PDFInfo
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Abstract
【課題】軽水炉において、マイナーアクチニドの発生を低減する。【解決手段】実施形態によれば、軽水炉用燃料集合体は、濃縮ウランを主たる成分とする核燃料物質を内蔵し互いに並列に配された複数の軽水炉用燃料棒と、長手方向に延びて軽水炉用燃料棒の濃縮ウランより濃縮度の低いウランを主たる成分とする核燃料物質および可燃性毒物を内蔵し軽水炉用燃料棒とともに格子状に配列された複数の可燃性毒物入り燃料棒と、を有する。各運転サイクル終了時の余剰反応度が正の所定の値より大きくなるように、それぞれの濃縮ウランの第１の濃縮度が設定されている。ここで、所定の値は、０．３％Δｋであってもよい。【選択図】図４
Description
本発明の実施形態は、軽水炉用燃料集合体、軽水炉炉心、軽水炉用燃料集合体製造方法およびＭＯＸ燃料集合体製造方法に関する。
一般に、軽水炉用燃料および軽水炉の炉心においては、１運転サイクルの最後（以後ＥＯＣ：Ｅｎｄ ｏｆ Ｃｙｃｌｅ）に余剰反応度がゼロになるように燃料が設計され、原子炉が運転される。
沸騰水型軽水炉（以後ＢＷＲ）では、例えば酸化ガドリニウムなどの可燃性毒物の中性子吸収能力がＥＯＣで無くなるように濃度調整がなされる。
ＢＷＲのプラント第１運転サイクルの炉心である初装荷炉心の場合に、一部の少数割合の燃料の可燃性毒物を意図的に燃え残し、残りの燃料で余剰反応度不足を補いつつ、炉心の熱的特性を改善する例もある。
加圧水型軽水炉（以後ＰＷＲ）では、ケミカルシム中のホウ酸濃度がＥＯＣでゼロになるように濃度調整がなされる。
核分裂性物質の濃縮度は、目標の取出燃焼度（ここでは達成燃焼度と同義）などに応じてその値が調整され、無駄に高い濃縮度は用いられない。
軽水炉の使用済み燃料中には、ウラン同位体、プルトニウム同位体およびマイナーアクチニドが含まれており、それらは内部被爆をもたらす点で有害である。その有害の程度を示す上で、潜在的放射性毒性を指標としている例がある。またマイナーアクチニドの中では、炉停止後１０年程度まではキュリウム２４４（以後、Ｃｍ２４４）が最も有害度が大きくなっている。
軽水炉の燃料として、軽水炉使用済み燃料を再処理して得られるプルトニウムの酸化物とウラン酸化物の双方を、ひとつのペレットに含む燃料として用いる軽水炉がある。また、ウラン酸化物中のウラン２３５を天然ウランより高い濃縮度で含む混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）を用いる例がある。
上記のようなＭＯＸ燃料で母材に濃縮ウランを用いる場合において、軽水炉で用いられた濃縮ウランを再処理して得られたプルトニウムを用い、その母材のウラン濃縮度を最大１７％まで高めて複数回繰り返し用いる例もある。
核燃料リサイクルを行う場合、上述した軽水炉用燃料要素および軽水炉の炉心で使用された燃料要素は、炉心から取出された後に、再処理が行われる。再処理により、ウラン同位体、プルトニウム同位体が再使用のために抽出され、マイナーアクチニドは高レベル放射性廃棄物として廃棄される。マイナーアクチニドは有害度が大きいため、特に有害なマイナーアクチニドを群分離と呼ぶ再処理法で分離する。分離したマイナーアクチニドは、ＭＯＸ燃料に添加して高速炉で燃焼し、あるいはマイナーアクチニドをターゲットにして加速器で照射することにより、有害度の小さい核種に変換する。このように、いわゆる分離変換をすることが考えられている。
一方、核燃料リサイクルを行わずワンススルーサイクルとする場合は、使用済み燃料のまま最終処分がされる。この場合は、後者では、前述の分離変換のような処理は行うことができない。
前者における分離変換は高度な再処理技術を要し、専用の高速炉や加速器が必要であり、技術の開発や建設に長い時間と大きな費用がかかることが課題であった。後者ではそもそもマイナーアクチニドを分離しないため、マイナーアクチニドの有害度を低減できない課題があった。このため、分離変換を行わない場合においても有害度を低減できるような技術が望まれていた。
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、マイナーアクチニドの発生を低減することを目的とする。
上述の目的を達成するため、本実施形態は、長手方向に延びて濃縮ウランを含む核燃料物質を内蔵し、互いに並列に配された複数の軽水炉用燃料棒と、長手方向に延びて前記軽水炉用燃料棒の濃縮ウランより濃縮度の低いウランを主たる成分とする核燃料物質および可燃性毒物を内蔵し前記軽水炉用燃料棒とともに格子状に配列された複数の可燃性毒物入り燃料棒と、を有し、互いに並列に格子状に配列された複数の軽水炉用燃料集合体であって、各運転サイクル終了時の余剰反応度が正の所定の値より大きくなるように、それぞれの前記濃縮ウランの第１の濃縮度の初期の値が設定されていることを特徴とする。
上述の目的を達成するため、本実施形態は、長手方向に延びて濃縮ウランを含む核燃料物質を内蔵し、互いに並列に配された複数の軽水炉用燃料棒と、長手方向に延びて前記濃縮ウランより濃縮度の低いウランを主たる成分とする核燃料物質および可燃性毒物を内蔵し前記軽水炉用燃料棒とともに格子状に配列された複数の可燃性毒物入り燃料棒と、を有し、互いに並列に格子状に配列されている複数の軽水炉用燃料集合体であって、各運転サイクル終了時の前記濃縮ウランの第１の濃縮度が所定の値より大きくなるように、それぞれの前記濃縮ウランの前記第１の濃縮度の初期の値が設定されていることを特徴とする。
また、本実施形態に係る軽水炉用燃料集合体製造方法は、少なくとも運転サイクル期間および燃焼度に関する条件を設定する条件設定ステップと、濃縮ウランの最初の濃縮度を設定する濃縮度設定ステップと、前記条件のもとに前記濃縮ウランを用いた軽水炉用燃料集合体を運転サイクル末期まで軽水炉炉心で燃焼させる際の余剰反応度を計算する燃焼計算ステップと、前記燃焼計算ステップによる最初の運転サイクル終了時の余剰反応度が、所定の正の値の近傍にあるとの条件が成立するか否かを判定する判定ステップと、前記判定ステップで前記条件が成立しないと判定された場合は、前記濃縮度設定ステップに戻り、前記条件が成立すると判定された場合には前記濃縮ウランの濃縮度を決定する決定ステップと、を有することを特徴とする。
また、本実施形態に係るＭＯＸ燃料集合体製造方法は、軽水炉用燃料集合体を運転サイクル末期まで軽水炉炉心で燃焼させる燃焼ステップと、前記燃焼ステップで燃焼させた前記軽水炉用燃料集合体を取り出し、再処理によりウランを抽出・分離し燃焼後抽出ウランを取得する抽出・分離ステップと、前記燃焼後抽出ウランとプルトニウムとを混合し、混合酸化物燃料を製造するＭＯＸ燃料製造ステップと、を有し、前記燃焼後抽出ウランの濃縮度は、各運転サイクル終了時の余剰反応度がゼロとなるように濃縮度を設定された通常型ウラン燃料集合体を再処理され抽出・分離されたウランの濃縮度よりも高く、このため、前記燃焼後抽出ウランと混合するプルトニウムの富化度は、前記通常型ウラン燃料集合体を再処理し抽出・分離されたウランの場合に混合すべきプルトニウムの富化度よりも低いことを特徴とする。
本発明の実施形態によれば、軽水炉において、マイナーアクチニドの発生を低減することができる。
以下、図面を参照して、本発明の実施形態に係る軽水炉用燃料集合体、軽水炉炉心、軽水炉用燃料集合体製造方法およびＭＯＸ燃料集合体製造方法について説明する。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。
［第１の実施形態］
図１は、第１の実施形態に係る軽水炉炉心の構成を示す平面図である。軽水炉炉心４０は、複数の軽水炉用燃料集合体３０および複数の制御棒５を有する。以下は、ＢＷＲの場合を例にとって説明する。
図１は、第１の実施形態に係る軽水炉炉心の構成を示す平面図である。軽水炉炉心４０は、複数の軽水炉用燃料集合体３０および複数の制御棒５を有する。以下は、ＢＷＲの場合を例にとって説明する。
軽水炉用燃料集合体３０は、互いに並列に格子状に配列されており、全体としてほぼ円形の軽水炉炉心４０の形状を形成している。また軽水炉用燃料集合体３０は、一部、軽水炉炉心４０の周辺に配されているものを除いては、各４本ずつで１組の正方状の格子を形成し、それぞれの正方状の格子の中央には、制御棒５が挿抜可能に配されている。なお、後述するように、軽水炉用燃料集合体３０の本数は、炉心の出力等の基本仕様に基づいて設定される。たとえば、改良型沸騰水型軽水炉（ＡＢＷＲ）の場合を例にとると、燃料集合体本数は８７２体、燃料集合体１体当たりのウラン金属質量は１７２ｋｇである。
図２は、第１の実施形態に係る軽水炉用燃料集合体の構成を示す平断面図である。軽水炉用燃料集合体３０は、複数の軽水炉用燃料棒１０、複数の可燃性毒物入り燃料棒２０、２本のウォータロッド２５、およびチャンネルボックス３１を有する。
白抜きで示す複数の軽水炉用燃料棒１０と斜線で示す複数の可燃性毒物入り燃料棒２０とは、互いに並列に格子状に配列されている。また、配列の中央には、運転時に内部に冷却材が流れる２本のウォータロッド２５が配されている。格子状の配列は、断面がほぼ正方形の四角柱の形状を形成しており、径方向外側に設けられたチャンネルボックス３１内に収納されている。
なお、図２には軽水炉用燃料集合体の代表的な例として、１０×１０配列で円筒状のウォータロッドを有する場合を示したが、これに限定されない。これより少ない配列数でもこれより多い配列数でもよい。また、たとえば断面が四角形のウォータロッドでもよい。また、可燃性毒物入り燃料棒２０の数および配置も、図２に示したものに限定されない。
可燃性毒物入り燃料棒２０は、可燃性毒物として、たとえばガドリニアすなわち酸化ガドリニウムを含む。可燃性毒物の濃度は、たとえば４．０％である。
図３は、第１の実施形態に係る軽水炉用燃料棒の構成を示す部分立断面図である。軽水炉用燃料棒１０は、燃料ペレット１１およびこれを収納する被覆管１２を有する。被覆管１２の下端は下部端栓１３により、また上端は上部端栓１４により閉止され、内部が密閉されている。被覆管１２の材質は、ＢＷＲの場合は、たとえばジルカロイ−２である。また、ＰＷＲの場合は、たとえばジルカロイ−４である。なお、被覆管の材質は、これに限定されず、たとえばシリコンカーバイド（ＳｉＣ）製でもよい。
燃料ペレット１１は、たとえば二酸化ウランの粉末を焼結した円柱状であり、上下に積層されている。ウランの濃縮度は、燃料集合体平均で５％である。以下、ウランの濃縮度とは、ウラン中のウラン２３５の濃縮度を意味するものとする。
なお、燃料ペレット１１は、二酸化ウランに限定されず、炭化ウランあるいは窒化ウランでもよい。上下に積層された燃料ペレット１１の上方には、上部プレナム１５が形成され核分裂生成物のガスの貯留空間を形成している。また、上部プレナム１５内には、燃料ペレット１１を下方に抑えるバネ１６が設けられている。
図４は、本実施形態と従来技術を示す比較例の諸元の比較表である。基本的に、炉心の運用に関しては、本実施形態は、比較例すなわち従来の代表的な例と同様である。すなわち、炉心の１運転サイクルの運転期間はいずれもたとえば１３か月、燃料集合体の炉心から取り出す際の平均燃焼度すなわち平均取出燃焼度（燃料集合体平均）はいずれもたとえば４５ＧＷｄ／ｔ、燃料集合体の炉心装荷後の第１運転サイクル終了時の燃焼度は１０．４ＧＷｄ／ｔである。以下、本実施形態による軽水炉用燃料集合体と比較される比較例による燃料集合体を、便宜的に通常型ウラン燃料集合体と呼ぶこととする。
濃縮度については、通常型ウラン燃料集合体では、集合体平均でたとえば３．８％である。これに対して、本実施形態における軽水炉用燃料集合体３０においては、通常型ウラン燃料集合体より高い値でたとえば５．０％である。ただし、可燃性毒物の濃度は、通常型ウラン燃料集合体と同じでたとえば４．０％である。
以上のように、本実施形態に係る軽水炉用燃料集合体３０は、従来技術の代表例としての通常型ウラン燃料集合体に比べて、ウラン燃料の濃縮度を増加させている。なお、ウランの濃縮度は、５．０％の例を示したが、これに限定されない。後述するように、その効果が得られるものであれば、５．０％を超える濃縮度、あるいは５．０％未満の濃縮度であってもよい。
以下に、本実施形態に係る軽水炉用燃料集合体３０、軽水炉炉心４０の作用等について説明する。
図５は、第１の実施形態に係る軽水炉用燃料集合体および比較例による通常型ウラン燃料集合体についての、燃焼度の増加に対する無限増倍率の変化の比較を示すグラフである。横軸は、それぞれの燃料集合体の燃焼度（ＧＷｄ／ｔ）であり、０（ＧＷｄ／ｔ）は炉心に装荷した時点を示す。縦軸は、燃料集合体１体あたりの無限増倍率ｋ∞である。無限増倍率は、それぞれの燃料集合体の燃料、構造材等の材料、組成等が決まることにより決定される。図５は、燃料集合体を炉心に装荷して原子炉の運転サイクルの４運転サイクルにわたり炉心内で照射された後に、炉心から取り出す場合の例を示している。
まず、破線で示す従来の燃料集合体の比較例の場合について説明する。燃料集合体の燃焼度が増加するとともに、第１運転サイクルにおいては、核分裂性物質であるウラン２３５が消費され、その分、無限増倍率ｋ∞は低下していくが、可燃性毒物が中性子を吸収して消費され減少すること、および超ウラン元素のうちの核分裂性核種が生成されることによる無限増倍率ｋ∞の増加の効果が大きく、差し引き、無限増倍率ｋ∞は増加し、第１運転サイクルの末期に最大値約１．２２となる。すなわち、第１運転サイクルの末期に可燃性毒物が全量消費される。第２運転サイクル以降は、超ウラン元素のうちの核分裂性核種の生成はあるが、無限増倍率ｋ∞は核分裂性物質であるウラン２３５の消費にしたがって単調に減少する。
図５は、１体の燃料集合体に注目した無限増倍率ｋ∞の変化を示しているが、炉心内には、燃料装荷直後の第１運転サイクル目の燃料集合体、第２運転サイクル目の燃料集合体、第３運転サイクル目の燃料集合体、および最終の運転サイクルである第４運転サイクル目の燃料集合体がそれぞれ存在している。すなわち、無限増倍率ｋ∞が１．０未満のものから１．０より大きなものまでが存在する。この結果、炉心全体としては、１．０より大きなあるレベルの無限増倍率ｋ∞が確保される。
炉心全体の体系が決まることにより炉心外への中性子の漏えい等が評価可能となり、無限増倍率ｋ∞およびこれらの要因を考慮することにより、有効増倍率ｋｅｆｆが決まる。この結果、ＢＷＲの場合であれば炉心の制御棒全引抜状態、あるいはＰＷＲの場合であればホウ酸濃度ゼロ状態での反応度すなわち余剰反応度ρｅｘは、概念的には、次の式（１）により算出される。
ρｅｘ＝（ｋｅｆｆ−１）／ｋｅｆｆ ・・・（１）
ρｅｘ＝（ｋｅｆｆ−１）／ｋｅｆｆ ・・・（１）
比較例が示す従来の技術においては、炉心の各運転サイクルの末期、たとえば図５の場合では、第１運転サイクルないし第４運転サイクルのそれぞれの運転サイクルの末期に、式（１）で示す余剰反応度ρｅｘが、限りなくゼロとなるように、各核燃料集合体の濃縮度（燃料集合体平均）が設定される。この濃縮度は、たとえば図４に示す３．８％である。
次に、実線で示す本実施形態による軽水炉用燃料集合体３０の場合について説明する。図４に示すように、本実施形態による軽水炉用燃料集合体のウランの濃縮度は、通常型ウラン燃料集合体のウランの濃縮度より高く、図４で示す例では５．０％である。濃縮度が通常型ウラン燃料集合体より高いため、図５に示すように、本実施形態の場合は、無限増倍率ｋ∞が、比較例よりたとえば燃焼初期では約０．０５大きくなっている。図４に示すように、本実施形態の場合も、可燃性毒物の濃度は比較例と同じであるので、軽水炉用燃料集合体３０の燃焼度の増加にしたがって、比較例と同様に、第１運転サイクル末期に可燃性毒物が全量消費されることにより無限増倍率ｋ∞が最大となり、第２運転サイクル以降は核分裂性物質であるウラン２３５が消費され無限増倍率ｋ∞は低下していく。
したがって、軽水炉用燃料集合体３０を軽水炉炉心４０から取り出す最終の運転サイクルである第４運転サイクル終了時においても、無限増倍率ｋ∞は、比較例の場合よりも大きく、この結果、式（１）より明らかなように、余剰反応度ρｅｘも、従来の比較例の場合よりも大きくなる。すなわち、従来は、余剰反応度ρｅｘが限りなくゼロに近いレベル、すなわち実質的にゼロであるのに対して、本実施形態では余剰反応度ρｅｘが、たとえば２％Δｋなどの正のある値となる。
以上のように、運転期間、平均取出燃焼度燃焼度、燃料取替割合などを比較例と同じ条件とし、ウランの初期の濃縮度を比較例よりも高い値として運転する場合、比較例に比べて、燃料中のウラン２３５の巨視的核分裂断面積や巨視的中性子捕獲断面積が燃焼を通じてより大きいという状態が維持される。この結果、燃料中のウラン２３５に吸収される中性子の割合が多くなる。また、中性子が、マイナーアクチニドの元の核種であるプルトニウム核種やマイナーアクチニド核種に吸収される割合が小さくなる。すなわち、プルトニウムやマイナーアクチニドがより大きい質量数の核種に変換されにくくなる。このようにして、使用済み燃料中のマイナーアクチニドの生成が、従来に比べて減少することになる。
図６は、本実施形態に係る軽水炉用燃料集合体製造方法のうち主に設計方法の手順を示すフロー図である。
まず、運転サイクル期間、取出燃焼度等の条件の設定を行う（ステップＳ０１）。たとえば、１運転サイクルを１３か月、集合体の平均取出燃焼度を４５ＧＷｄ／ｔなどの条件設定を行う。
次に、ウランの初期の濃縮度を設定する（ステップＳ０２）。これに基づいて、軽水炉炉心４０における所定の運転サイクル末期までの軽水炉用燃料集合体３０の燃焼計算を行う（ステップＳ０３）。燃焼計算の結果に基づいて、運転サイクルを通じて、余剰反応度ρｅｘが正であり、かつ、運転サイクル末期の余剰反応度ρｅｘについて、次の式（２）が成立するか否かを判定する（ステップＳ０４）。
｜運転サイクル末期の余剰反応度ρｅｘ−所定の値｜＜ε ・・・（２）
｜運転サイクル末期の余剰反応度ρｅｘ−所定の値｜＜ε ・・・（２）
ここで、所定の値は正の値であり、運転サイクル末期に確保する余剰反応度である。また、εは両者の一致を判定するための十分に小さな値の正の数である。解析による余剰反応度の解析と実機の誤差は０．３％Δｋ以下程度であり、設計解析では余剰反応度が少なくとも０．３％Δｋ程度以上は残るように、燃料要素と炉心を構成することが有効である。
したがって、所定の値を、０．３％Δｋより大きな値たとえば２％Δｋなどとすることが有効である。
式（２）が成立しないと判定された場合（ステップＳ０４ ＮＯ）は、ステップＳ０２で初期のウランの濃縮度の設定を修正し、ステップＳ０３以下を繰り返す。
式（２）が成立すると判定された場合（ステップＳ０４ ＹＥＳ）は、初期のウランの濃縮度を決定する（ステップＳ０５）。次に、決定されたウランの濃縮度を有する軽水炉用燃料集合体３０を製造する（ステップＳ０６）。
燃料集合体の炉心からの取り出し時に燃料集合体に残留するウラン２３５の濃度は、比較例の初期ウラン濃縮度が３．８％の場合には、約０．６ｗｔ％であり１ｗｔ％を下回っている。１運転サイクルの運転長さに合わせて運転サイクル終了時に余剰反応度がちょうどゼロになるように設計された軽水炉の通常型ウラン燃料集合体の使用済み燃料には、このように一般に１ｗｔ％程度のウラン２３５が残留することが知られている。
したがって、マイナーアクチニドを低減するためには、軽水炉炉心４０の運転サイクル終了時の余剰反応度をゼロより大きくする代わりに、炉心の使用済み燃料中のウラン２３５の濃度が１ｗｔ％を上回るようにすることによってもよい。すなわち、燃焼度や運転条件を考慮してウランの初期の濃縮度を設定し、１運転サイクル終了時に、炉心の使用済み燃料中のウラン２３５の濃度が１ｗｔ％を上回るようにすることによっても、マイナーアクチニドを低減することができる。
本実施形態による効果を、燃焼モンテカルロ法コードＭＶＰで解析評価した結果を、以下に比較例と併せて示す。
図７は、本実施形態に係る軽水炉用燃料集合体および比較例による通常型ウラン燃料集合体についての、運転サイクル末期におけるマイナーアクチニド（ＭＡ）の全体質量の比較を示すグラフである。横軸はそれぞれのケースを、縦軸は、それぞれの場合における運転サイクル末期におけるマイナーアクチニド（ＭＡ）の全体質量の初期重金属質量に対する割合（ＰＵ）を示す。
図７に示す例では、本実施形態の場合におけるＭＡの質量割合は、比較例におけるＭＡの割合の９１％である。すなわち、本実施形態の場合、従来技術である比較例に比べると、ＭＡの生成が、全体で約１０％程度低く抑えられている。
図８は、運転サイクル末期におけるＡｍ２４３の質量の比較を示すグラフである。横軸はそれぞれのケースを、縦軸は、それぞれの場合における運転サイクル末期におけるＡｍ２４３の質量の初期重金属質量に対する割合（ＰＵ）を示す。
図８に示す例では、Ａｍ２４３の質量割合は、比較例における質量割合の約６２％である。ＭＡの代表例として示したＡｍ２４３は、長期的にＭＡ中で大きな存在割合を占めることになる核種である。このため、この核種が減ることで、潜在的放射性毒性が大きく低下する。
図９は、本実施形態に係る軽水炉用燃料集合体および比較例による通常型ウラン燃料集合体についての、運転サイクル末期におけるＣｍ２４４の質量の比較を示すグラフである。横軸はそれぞれのケースを、縦軸は、それぞれの場合における運転サイクル末期におけるＣｍ２４４の質量の初期重金属質量に対する割合（ＰＵ）を示す。
図９に示す例では、本実施形態の場合におけるＣｍ２４４の質量割合は、比較例における質量割合の約５１％である。すなわち、本実施形態の場合、従来技術である比較例に比べると、Ｃｍ２４４の質量がほぼ半減している。Ａｍ２４３とともにＭＡの代表例として示したＣｍ２４４は、中性子の発生および発熱の大きい核種である。このため、この核種が減ることで、潜在的放射性毒性の低下だけでなく再処理までの輸送での除熱や再処理工程での除熱対策が容易になるメリットもある。
図１０は、本実施形態に係る軽水炉用燃料集合体の運転サイクル末期の超ウラン元素全質量の比較例による通常型ウラン燃料集合体に対する比の、ウランの初期の濃縮度への依存特性を示すグラフである。
図１０に示すように、ウランの初期の濃縮度を、従来技術である比較例における３．８％から、約２０％まで変化させた場合に、これに応じて超ウラン元素の合計量は減少する。具体的には、初期の濃縮度を１０％にした場合は、約０．９４と約６％、約２０％にした場合は、約０．８２と約１８％減少する。
図１１は、本実施形態に係る軽水炉用燃料集合体の運転サイクル末期の全マイナーアクチニド質量の比較例による通常型ウラン燃料集合体に対する比の、ウランの初期の濃縮度への依存特性を示すグラフである。
図１１に示すように、ウランの初期の濃縮度を、従来技術である比較例における３．８％から、約２０％まで変化させた場合に、前述のように、これに応じてマイナーアクチニドの合計量は減少する。具体的には、ウランの初期の濃縮度を１０％にした場合は、約０．７６と約２４％、約２０％にした場合は、約０．６３と約３７％減少する。
このように、ウランの初期の濃縮度を増加させることによって、超ウラン元素全質量およびマイナーアクチニドの合計量は、一様に減少し、潜在的放射性毒性が大きく減少する。
以上のように、ウランの初期の濃縮度を増加させることによって、超ウラン元素全質量およびマイナーアクチニドの合計量は、一様に減少し、潜在的放射性毒性が大きく減少する。また、マイナーアクチニドが減少することにより、将来分離変換の対象になるマイナーアクチニドを減らすことができ、分離変換に必要な群分離型再処理工場、マイナーアクチニドの添加を行う燃料工場、あるいは高速炉の容量を減らすことができ、それらの建設コストを減少できるメリットがある。
以上のように本実施形態によれば、初期濃縮度を比較例より増加させるほど使用済み燃料中のマイナーアクチニドを減少させることができ、マイナーアクチニド由来の潜在的放射性毒性を、分離変換することなく低減することができる。
［第２の実施形態］
本第２の実施形態は、第１の実施形態に基づいた実施形態である。
本第２の実施形態は、第１の実施形態に基づいた実施形態である。
図１２は、軽水炉用燃料集合体の運転サイクル末期のウラン２３５質量の初期重金属質量に対する比の、初期ウラン濃縮度への依存特性を示すグラフである。燃焼計算の結果である図１２が示すように、ウランの初期の濃縮度が増加するにしたがって、運転サイクル末期のウラン２３５の質量の初期重金属質量に対する比も増加する。たとえば、ウランの初期の濃縮度が比較例の３．８％の場合には、約０．００６、すなわち前述のように約０．６ｗｔ％である。また、ウランの初期の濃縮度が１０％の場合には、約０．０５すなわち５ｗｔ％、ウランの初期の濃縮度が２０％の場合には、約０．１５すなわち１５ｗ％である。
図１３は、第２の実施形態に係るＭＯＸ燃料集合体製造方法の手順を示すフロー図である。
まず、軽水炉用燃料集合体３０の製造を行う（ステップＳ０６）。次に、軽水炉炉心４０に当該軽水炉用燃料集合体３０を装荷し、その運転サイクル末期、すなわち、たとえば図５の場合は、第４運転サイクル終了までの間、軽水炉炉心４０内で燃焼させる（ステップＳ１１）。
運転サイクル末期に軽水炉用燃料集合体３０を軽水炉炉心４０から取り出し、再処理により、ウランを抽出、分離する（ステップＳ１２）。ここで、抽出されたウラン（燃焼後抽出ウラン）は、従来の比較例における残留ウラン２３５が約０．６％であるのに比べて、最初の濃縮度の高さに応じて、これより高い残留ウラン濃縮度を有する。
次に、たとえば、再処理過程で得られたプルトニウムと混合させて、混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）を製造し（ステップＳ１３）、これを用いて、ＭＯＸ燃料集合体を製造する（ステップＳ１４）。この際、ウランの濃縮度が高いほど、混合させるプルトニウムの核分裂性核種の富化度は低くて済む。
すなわち、通常のように劣化ウラン（ウラン濃縮度０．２ないし０．３ｗｔ％）や天然ウラン（ウラン濃縮度０．７ｗｔ％）、あるいは通常型ウラン燃料集合体の再処理により得られたウランを母材として用いる場合に比べ、燃焼後抽出ウランのウラン２３５の濃度が高いため、プルトニウムの富化度は低くすることができる。
このように、軽水炉燃料を再処理してＭＯＸ燃料として用いる場合、再処理して回収される回収ウランをＭＯＸ燃料に使うことにより、回収ウラン中のウラン２３５を廃棄することなく活用することができる。また、プルトニウムの富化度を低くできることから、超ウラン元素の量を低減させることができる。
この結果、マイナーアクチニド由来の潜在的放射性毒性を低減することができる。
さらに、ＭＯＸ燃料を用いる炉心、例えばプルサーマル炉のボイド係数（負値）の絶対値を小さくすることができ、ボイド率が影響する過渡的な事象の時間的応答を緩和することができる。
以上のように燃料要素として未燃焼時にプルトニウムを含む混合酸化物燃料において、使用済み燃料を再処理して得られる回収ウランをＭＯＸ燃料の母材として用いることにより、残留したウラン２３５を有効に利用することができる。
［第３の実施形態］
図１４は、第３の実施形態による軽水炉用燃料集合体と比較例による通常型ウラン燃料集合体との仕様の比較表である。本実施形態は、第１の実施形態の変形である。第１の実施形態では、軽水炉用燃料集合体の集合体平均のウラン濃縮度を、通常型ウラン燃料集合体よりも高めているが、本第３の実施形態における軽水炉用燃料集合体３０においては、通常型ウラン燃料集合体よりウラン濃縮度を高めるとともに可燃性毒物の濃度も高くしている。図１４に示す例では、ウラン濃縮度が４．８％であり、可燃性毒物濃度は、５．５％である。このように、ウラン濃縮度を高めた程度に応じて、可燃性毒物濃度も増加させている。
図１４は、第３の実施形態による軽水炉用燃料集合体と比較例による通常型ウラン燃料集合体との仕様の比較表である。本実施形態は、第１の実施形態の変形である。第１の実施形態では、軽水炉用燃料集合体の集合体平均のウラン濃縮度を、通常型ウラン燃料集合体よりも高めているが、本第３の実施形態における軽水炉用燃料集合体３０においては、通常型ウラン燃料集合体よりウラン濃縮度を高めるとともに可燃性毒物の濃度も高くしている。図１４に示す例では、ウラン濃縮度が４．８％であり、可燃性毒物濃度は、５．５％である。このように、ウラン濃縮度を高めた程度に応じて、可燃性毒物濃度も増加させている。
図１５は、第３の実施形態に係る軽水炉用燃料集合体および比較例による通常型ウラン燃料集合体についての、燃焼度の増加に対する無限増倍率の変化の関係の比較を示すグラフである。図５に、本第３の実施形態の場合を追加したものである。破線は第１の実施形態で述べた比較例の場合、点線は第１の実施形態の場合、実線は本実施形態の場合を示す。
実線で示す本実施形態の場合には、燃焼度が０ＧＷｄ／ｔのときには、無限増倍率ｋ∞は第１の実施形態の場合と同程度の値となっている。これは、可燃性毒物の濃度を第１の実施形態よりも大きくするとともに、可燃性毒物入りの燃料棒の本数を減らしているためである。この場合は、無限増倍率ｋ∞のピークが第２運転サイクルの中間時点に出ている。すなわち、可燃性毒物は、比較例や第１の実施形態の場合のように、第１運転サイクル終了時点に消費しつくされず、第２運転サイクルの中間時点まで存在している。可燃性毒物が消費され尽くした後には、比較例や第１の実施形態の場合と同様に、無限増倍率ｋ∞は単調に減少する。このときの無限増倍率ｋ∞のピーク値は、比較例の場合の無限増倍率ｋ∞のピーク値と同程度の値である。
このように、本実施形態では、第１の実施形態と同様にウラン濃縮度を高め、さらに、可燃性毒物の濃度を高めた結果、第１の実施形態のように無限増倍率ｋ∞のピーク値が従来例に比べて増加することなく、従来例の同程度の値に納まる。たとえば、新燃料を取り扱う場合であっても、炉内で照射した場合の無限増倍率ｋ∞のピーク値を有するものとして管理する場合がある。このような管理方法においても、本実施形態における軽水炉用燃料集合体３０は、従来と同様な管理のもとで取り扱うことが可能である。
また、第１運転サイクル末期の無限増倍率ｋ∞の値が小さくなることから、各運転サイクル末期の炉心の余剰反応度も、第１の実施形態に比べて低下する。なお、可燃性毒物の濃度は炉心の集合体の出力ピーキングの許す範囲で実施例よりも少ない濃度で構成することも可能であり、その場合は各運転サイクル終了時の余剰反応度は、その分増加することになる。
［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。
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、ＢＷＲの場合を例にとって示したが、これに限定されず、軽水炉はＰＷＲの場合であってもよい。また、実施形態では、ウラン燃料の場合を例にとって示したが、混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）を用いた場合にも同様に適用可能である。
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。
５…制御棒、１０…軽水炉用燃料棒、１１…燃料ペレット、１２…被覆管、１３…下部端栓、１４…上部端栓、１５…上部プレナム、１６…バネ、２０…可燃性毒物入り燃料棒、２５…ウォータロッド、３０…軽水炉用燃料集合体、３１…チャンネルボックス、４０…軽水炉炉心
Claims (8)
- 長手方向に延びて濃縮ウランを含む核燃料物質を内蔵し、互いに並列に配された複数の軽水炉用燃料棒と、
長手方向に延びて、前記軽水炉用燃料棒の濃縮ウランより濃縮度の低いウランを主たる成分とする核燃料物質および可燃性毒物を内蔵し、前記軽水炉用燃料棒とともに格子状に配列された複数の可燃性毒物入り燃料棒と、
を有し、
互いに並列に格子状に配列された複数の軽水炉用燃料集合体であって、
各運転サイクル終了時の余剰反応度が正の所定の値より大きくなるように、それぞれの前記濃縮ウランの第１の濃縮度の初期の値が設定されていることを特徴とする軽水炉用燃料集合体。 - 前記正の所定の値は、０．３％Δｋであることを特徴とする請求項１に記載の軽水炉用燃料集合体。
- 長手方向に延びて濃縮ウランを含む核燃料物質を内蔵し、互いに並列に配された複数の軽水炉用燃料棒と、
長手方向に延びて、前記濃縮ウランより濃縮度の低いウランを主たる成分とする核燃料物質および可燃性毒物を内蔵し、前記軽水炉用燃料棒とともに格子状に配列された複数の可燃性毒物入り燃料棒と、
を有し、
互いに並列に格子状に配列されている複数の軽水炉用燃料集合体であって、
各運転サイクル終了時の前記濃縮ウランの第１の濃縮度が所定の値より大きくなるように、それぞれの前記濃縮ウランの前記第１の濃縮度の初期の値が設定されていることを特徴とする軽水炉用燃料集合体。 - 各運転サイクル終了時の余剰反応度がゼロとなるように濃縮ウランの第２の濃縮度が設定され、かつ
第２の濃度を有する可燃性毒物を内蔵する複数の可燃性毒物入り燃料棒を有する通常型ウラン型燃料集合体に比べて、前記第１の濃縮度が高い値に設定されている
ことを特徴とする請求項３に記載の軽水炉用燃料集合体。 - 前記第１の濃縮度に対応して前記複数の可燃性毒物入り燃料棒のそれぞれに内蔵される可燃性毒物の第１の濃度を前記第２の濃度より増加させたことを特徴とする請求項４に記載の軽水炉用燃料集合体。
- 請求項１乃至５のいずれか１項記載の軽水炉用燃料集合体と、
前記複数の軽水炉用燃料集合体の配列内にそれぞれ配された複数の制御棒と、
を備えることを特徴とする軽水炉炉心。 - 少なくとも運転サイクル期間および燃焼度に関する条件を設定する条件設定ステップと、
濃縮ウランの最初の濃縮度を設定する濃縮度設定ステップと、
前記条件のもとに前記濃縮ウランを用いた軽水炉用燃料集合体を最終の運転サイクル末期まで軽水炉炉心で燃焼させる際の余剰反応度を計算する燃焼計算ステップと、
前記燃焼計算ステップによる最初の運転サイクル終了時の余剰反応度が、所定の正の値の近傍にあるとの条件が成立するか否かを判定する判定ステップと、
前記判定ステップで前記条件が成立しないと判定された場合は、前記濃縮度設定ステップに戻り、前記条件が成立すると判定された場合には前記濃縮ウランの濃縮度を決定する決定ステップと、
を有することを特徴とする軽水炉用燃料集合体製造方法。 - 軽水炉用燃料集合体を最終の運転サイクル末期まで軽水炉炉心で燃焼させる燃焼ステップと、
前記燃焼ステップで燃焼させた前記軽水炉用燃料集合体を取り出し、再処理によりウランを抽出・分離し燃焼後抽出ウランを取得する抽出・分離ステップと、
前記燃焼後抽出ウランとプルトニウムとを混合し、混合酸化物燃料を製造するＭＯＸ燃料製造ステップと、
を有し、
前記燃焼後抽出ウランの濃縮度は、各運転サイクル終了時の余剰反応度がゼロとなるように濃縮度を設定された通常型ウラン燃料集合体を再処理され抽出・分離されたウランの濃縮度よりも高く、このため、前記燃焼後抽出ウランと混合するプルトニウムの富化度は、前記通常型ウラン燃料集合体を再処理し抽出・分離されたウランの場合に混合すべきプルトニウムの富化度よりも低いことを特徴とするＭＯＸ燃料集合体製造方法。
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