JP3895607B2 - 熱中性子原子炉用ｍｏｘ燃料集合体 - Google Patents
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Description
【０００１】
【発明が属する技術分野】
本発明は、ＵＯ２を核燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、ＵＯ２を核燃料とする原子炉においてＵＯ２を燃焼して生成された使用済み核燃料を再処理して得られたＰｕアイソトープの酸化物ＰｕＯ２とＵＯ２との混合物（以下ＭＯＸ燃料と言う。）を核燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、使用されることができるＭＯＸ燃料集合体の改良に関する。特に、このＭＯＸ燃料集合体の製造コストを低減し、また、このＭＯＸ燃料集合体を燃焼した後に残される使用済み核燃料を核燃料として使用する場合の利用価値を向上する改良に関する。
【０００２】
【従来の技術】
Ｕを核燃料とする原子炉には種々あるが、従来実用されている原子炉は、相変位温度の低い金属Ｕと異なり、高温において変形することが少なく、取り扱いが容易であるセラミックスＵＯ２を燃料とし、軽水を減速材兼冷却材とする熱中性子原子炉（ＰＷＲとＢＷＲ）が主流である。これらの原子炉にあっては、天然Ｕを濃縮して、核分裂性を有するＵアイソトープである２３５Ｕの量を増加してある濃縮Ｕの酸化物ＵＯ２を直径約１センチメートル程度長さ約１センチメートル程度のペレット（円筒）状に成形して焼成してペレット（円筒）状セラミックスＵＯ２とし、これを核燃料単位としており、核燃料ペレットと称する。この核燃料ペレットが水と直接接触すると、化学反応を発生するので、これを避けるために、核燃料ペレットを数百個重ねて長いジルカロイ-２製被覆管に収容・封入して、その被覆管の外側を減速材兼冷却材である水流が流されるようにされている。ジルカロイ-２製被覆管の長さは約４メートルであり、その内、核燃料ペレットの入っている部分が炉心の有効高さとなる。例えば、１，１００ＭＷの原子炉であると、燃料棒の総数は約５０，０００本に達し、炉心の等価直径（炉心の形状は正確には円形ではないが、円形と見なした場合の直径）は約５メートルになるが、これらの燃料棒の全てが均等に高速中性子を放出し、その高速中性子の全てに均等に減速材（水）が接触して熱中性子を生成し、全ての燃料棒が均等に核分裂し、全ての燃料棒が概ね同一の温度を保持しながら発熱・発電を継続することが望ましい。ところで、約５０，０００本の燃料棒を一括取り扱うことは現実的に容易でないので、約６０〜１００本づつの燃料棒を束ねて収束されたものを実質的取り扱い単位とすることが便利であるから、この約６０〜１００本の燃料棒を束ねて収束して、所謂燃料チャンネルボックスに収容したものを燃料集合体と命名して、実質的取り扱い単位としている。したがって、１，１００ＭＷの原子炉においては、約７６４個の燃料集合体が整然とマトリックス状に配列され、燃料集合体相互間にボロン等を含む制御棒が挿入・引き抜き可能な形態で配置されて、炉心を形成している。そして、燃料集合体相互の間にも、減速材兼冷却材である水流が流れるようにされている。燃料集合体の下部には、減速材兼冷却材の水流供給装置が配置され、また、燃料集合体の上部には、気水分離装置を始め、蒸気タービンに約２９０℃・約７ＭＰａの高温高圧水蒸気を送るための装置が設けられており、これらの付属設備も含めて、炉心全体が、厳重に放射能遮蔽が施されている圧力容器に収納されている。
【０００３】
このようにして創出されたＵＯ２燃料集合体が充足すべき要件は、概ね下記のとおりである。
１．長期間、事実上は４〜５年間、燃料集合体の被覆管が破損せず、原子炉が安定に臨界状態を維持できるように、原子炉に対する保護機能を有するとゝもに、核分裂生成物を被覆管中に閉じ込める保護機能を有すること。
２．核分裂により発生した熱を、安定に、効率良く、冷却材に伝達することができること。
３．全ての燃料集合体が概ね均一に核分裂をなして、全ての燃料集合体の温度が概ね均一になるようにすること（ローカルピーキングの発生を抑制すること）。
４．減速材兼冷却材である水は、燃料棒に沿って上昇するにともない、気化して一部がボイドになるが、水は気化すると単位体積当たりの水の分子数が減少して減速機能が減少するので、その領域における核分裂が低下するという現象があり、この現象を表す指数にボイド係数という指数があるが、このボイド係数が負の適切な値であること。
【０００４】
上記の学術的意味における要請に加えて、商業炉用燃料としてのＵＯ２燃料集合体の開発に当たり、
１．出力密度を極力向上すること、すなわち、燃料集合体の発生する出力を増大して、原子炉の炉心単位体積当たりの出力を大きくすること
２．核分裂可能な物質から熱エネルギーを取り出して利用する能力、すなわち、燃料棒の寿命に亘って取り出しうる熱エネルギーの量であり、学術的には燃焼度と言い、通常、ＧＷｄ／ｔ（ギガワットデイ／トンと読む。）という単位を使用して表す量（燃焼度）をできるだけ大きくすること
３．新しい核燃料は、装荷当初、核分裂反応度が高過ぎる時期があるが、その時期に出力を適切な値に抑制すること
等が求められる。
そこで、これらの現実的要請を満足するために、
１．出力密度を向上し、燃焼度を向上するため、燃料棒の径を小さくし、ＵＯ２燃料の濃縮度を向上して、ＵＯ２燃料中に含まれる核分裂性の２３５Ｕの量を増加し、炉内の条件に対応して適切な濃縮度の燃料棒を配置するという技術が開発された。
２．出力密度を全炉心に亘って幾何学的に平均化するため、炉の直径方向にも、高さ方向にも、ＵＯ２燃料の濃縮度を調節する（変化させておく）という技術が開発された。
３．ＵＯ２燃料が新たに装荷された当初は、の核分裂反応度が過剰になるので、新たに装荷されたＵＯ２燃料の出力を抑制するため、ＧｄとＵＯ２とを含むＧｄ燃料棒を使用する技術が開発された。なお、Ｇｄは、装荷されて暫くすると、中性子を吸収する効果が無くなり、通常のＵＯ２燃料棒と同様に振舞うようになる。
５．ボイド係数を調節する手段として、燃料集合体の周辺部以外の領域にウオーターロッドと呼ばれる水（減速材兼冷却材）を通過させる太い配管を設ける技術が開発された。Ｕの分子数に対する水の分子数の比が大きくなり、中性子減速効果が大きくなり、核分裂発生の可能性が大きくなるからである。
【０００５】
このようにして開発された、ＵＯ２を燃料とし水を減速材兼冷却材とする熱中性子原子炉に使用される、ＵＯ２を燃料として設計された燃料集合体の１例の平面配置を、図を参照して説明する。
図４参照
図４は、ＵＯ２を燃料とし、水を減速材兼冷却材とする燃料集合体の１例の平面図である。図４において、１・２・３・４・５は、ＵＯ２燃料棒の番号であり、長さは約４メートルであるが、それぞれ、濃縮度（２３５Ｕの含有量）が異なる。各燃料棒の直径は約１１ミリメートルであり、燃料集合体の各辺の長さは約１５センチメートルである。Ｗは、減速材の効果が弱い領域に配置され、減速材兼冷却材たる水流を通過させる通路として機能するウオーターロッドであり、その１辺の長さは約４センチメートルである。燃料棒１は、２３５Ｕの濃縮度が最も高い高濃縮ＵＯ２燃料棒であり、使用数は約１０本である。２３５Ｕの濃縮度は１から５に向かって順に低くされている。燃料棒２・燃料棒３・燃料棒４・燃料棒５の使用数は、それぞれ、３０本・４本・２４本・４本である。図示するように、中央部に高濃縮度のＵＯ２燃料棒が配置され、これを囲んで、外周に行くにしたがい濃縮度が低くされているＵＯ２燃料棒が配置される。また、燃料棒の長さ方向にも濃縮度が調節されており、中央部での濃縮度が高くされ、先端部において濃縮度が低くされている。
要するに、この燃料集合体における設計思想は、２３５Ｕの含有量（濃縮度）の異なる極めて多種類のＵＯ２燃料棒を用意しておき、燃料集合体内の領域の要請に応じ、適宜、当該領域に最適の濃縮度のＵＯ２燃料棒を選択的に配置することゝされていることである。
【０００６】
この燃料集合体を、熱中性子原子炉で燃焼すると、２３５Ｕは、中性子との衝突を条件として、核分裂して発熱・発電に寄与する（２３５Ｕが核分裂した後は分子量がかなり小さな核分裂生成物となり、この核分裂生成物は、事実上利用価値がない。）が、２３８Ｕは、中性子を吸収すると、２３９Ｐｕ、２４０Ｐｕ、２４１Ｐｕ、２４２Ｐｕへと遷移する。これらのアイソトープの内、核分裂性を有するものは、２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとである。これらは、現に使用されている熱中性子原子炉内でも、また、使用済み核燃料を再処理して得られたＭＯＸ燃料としてゞも利用しうる。
【０００７】
この性質を利用して、使用済み核燃料を再処理して求めたＭＯＸ燃料（Ｐｕ（２３９ＰｕＯ２と２４０ＰｕＯ２と２４１ＰｕＯ２と２４２ＰｕＯ２とＵＯ２とを含む混合物）を核燃料としたものが、本発明の改良の対象である。換言すれば、熱中性子原子炉で使用されたＵの大部分である２３８Ｕは、原子炉中で中性子を吸収して核分裂性を有する２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとを生成するので、燃焼した後の使用済み核燃料にも、少なからぬ利用価値がある。そこで、Ｕを燃焼して生成された使用済み核燃料を再処理して取り出した２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとを含むＰｕアイソトープの酸化物とＵＯ２との混合物を、ＭＯＸ燃料として積極的に利用することにされていることは周知であり、ＭＯＸ燃料は、燃料経済上極めて利用価値が高く重要である。
【０００８】
そこで、ＵＯ２を燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、ＭＯＸ燃料を核燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、使用されることができるＭＯＸ燃料の燃料集合体が開発された。
ＵＯ２を燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、ＭＯＸ燃料を核燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、使用されることができるＭＯＸ燃料（ＰｕＯ２とＵＯ２との混合物）の燃料集合体の１例の平面配置を、図を参照して説明する。
図５参照
図５は、ＵＯ２を核燃料とし水を減速材兼冷却材として設計・製造された熱中性子原子炉にも使用されうる、ＭＯＸ燃料を燃料とする燃料集合体の１例の平面図である。図５において、Ｐ１・Ｐ２・Ｐ３・Ｐ４・Ｇは燃料棒の番号であり、長さは概ね４メートルであるが、それぞれ、富化度（含有されるＰｕアイソトープ全量に対する核分裂性を有する ２３９ Ｐｕと ２４１ Ｐｕの割合）を異にする４種類のＭＯＸ燃料棒と１種類のＧｄ燃料棒とである。各燃料棒の直径は約１１ミリメートルであり、燃料集合体の各辺の長さは約１５センチメートルである。Ｗは、減速材の効果が弱い領域に配置され、減速材兼冷却材たる水流を通過させる通路として機能するウオーターロッドであり、その１辺の長さは約３センチメートルである。燃料棒Ｐ１は、核分裂性Ｐｕの含有量が最も大きい高富化ＭＯＸ燃料棒であり、燃料棒Ｐ１の富化度は約５％であり、使用数は２０本である。そして、富化度は、Ｐ１・Ｐ２・Ｐ３・Ｐ４の順に低くされており、燃料棒Ｐ２・Ｐ３・Ｐ４の使用数は、それぞれ、１６本・８本・４本である。Ｇｄ燃料棒Ｇの使用数は１２本である。したがって、ＭＯＸ燃料棒Ｐ１・Ｐ２・Ｐ３・Ｐ４の総数が燃料棒全体の数に占める割合は８０％となる。既に述べたように、Ｇｄ燃料棒の機能は初期の反応度の抑制にあり、燃料装荷当初は核分裂を抑制し、数ヶ月経過後は中性子吸収効果がなくなり、ＵＯ２燃料棒と同様に燃焼（核分裂）に寄与することにある。この意味において、Ｇｄ燃料棒も燃料棒の総数に含めてある。
なお、この例においては、ＭＯＸ燃料棒のみが使用されており、ＵＯ２燃料棒は使用されていないが、ＵＯ２を燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、ＭＯＸ燃料を核燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、使用されることができるＭＯＸ燃料の燃料集合体が、ＭＯＸ燃料棒のみを使用していても支障ないことは明らかである。
図示するように、中央部に高富化度のＭＯＸ燃料棒が配置され、これを囲んで、外周に行くにしたがい富化度が低くされているＭＯＸ燃料棒が配置される。しかも、重要なことは、富化度が段階的に低下されている４種類のＭＯＸ燃料棒が用意されているので、ＭＯＸ燃料集合体の核分裂性Ｐｕの平均富化度は約３％であることである。そして、わが国の現行法制においては、ＭＯＸ燃料装荷炉心のＭＯＸ燃料棒の装荷割合は１／３以下と規定されているから、燃料集合体の本数は約３００本となり、燃料集合体１本当たりの核分裂性Ｐｕの重量は約５キログラムであるので、核分裂性Ｐｕの重量は、炉心全体では約１，６００キログラムである。
要するに、この燃料集合体の設計思想は、従来のＵＯ２燃料集合体（図４を参照して説明した燃料集合体、すなわち、ＭＯＸを使用しない燃料集合体）の設計思想をその侭受け継いだものであり、従来のＵＯ２燃料集合体のＵＯ２燃料棒を、単に、濃縮度に応じた富化度のＭＯＸ燃料棒に取り替えただけのものである。
すなわち、濃縮度が最も高いＵＯ２燃料棒を富化度が５％程度であるＭＯＸ燃量棒に替え、濃縮度がそれ程高くないＵＯ２燃料棒を富化度がそれ程高くないＭＯＸ燃量棒に替えたと言うものであり、ＵＯ２を燃料とする燃料集合体の場合と同様、５％程度以下のかなり多種類の富化度のＭＯＸ燃料棒（燃料棒の総数に占める割合は８０％に相当する。）を用意しておき、燃料集合体内の領域の要請に応じ、適宜、当該領域に最適の富化度のＭＯＸ燃料棒を選択的に使用することゝされていることである。
【０００９】
この設計思想は、下記のように整理することができる。
１．相互に富化度が異なる多種類のＭＯＸ燃料棒が使用される。
２．各ＭＯＸ燃料棒の富化度は５％程度以下と比較的低い。
３．使用されるＭＯＸ燃料棒の総数は極めて多く、燃料棒総数の約８０％である。
４．これらの低富化度・多種類のＭＯＸ燃料棒を、燃料集合体全体の温度が平均化するように、結果的に、炉心全体の温度が平均化するように、適宜、選択配置する。
【００１０】
この設計思想は、ＵＯ２の特性とＭＯＸの特性との相違にもとづき、下記の欠点を惹起する。
１．ＵＯ２燃料の原料である天然Ｕは核分裂性Ｕである２３５Ｕを０．３％しか含まないので、ＵＯ２燃料の場合は、濃縮度を５％に上昇するには、多額のコストを必要とする。ところが、ＭＯＸ燃料の原料である、使用済み核燃料の再処理によって得られるＭＯＸは、核分裂性Ｐｕ（２３９Ｐｕと２４１Ｐｕ）を６０〜７０％含むので、ＭＯＸ燃料の場合は、富化度を５％に低下するために多額のコストを必要とする。要するに、ＵＯ２燃料の場合は、濃縮度が低ければ低い程、コスト負担は少ないが、ＭＯＸ燃料の場合は、富化度が低ければ低い程、コスト負担は大きくなる。つまり、濃縮度／富化度とコストとの関係は、ＵＯ２の場合とＭＯＸの場合とでは全く反対である。
２．種類が多くなればなる程、コスト負担が大きくなることは通常である。
３．ＵＯ２燃料の使用済み燃料は、核燃料として使用する意味における価値が大きいが、ＭＯＸ燃料の使用済み燃料は、核燃料として使用する意味における価値の低下が甚だしい。その理由は、ＵＯ２燃料の使用済み燃料は、２３９Ｐｕ・２４０Ｐｕ・２４１Ｐｕ・２４２Ｐｕを含み、核分裂性Ｐｕである２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとを多量に含むが、ＭＯＸ燃料の使用済み燃料の２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとの含有量は少なく、非核分裂性Ｕである２４０Ｐｕと２４２Ｐｕとが多いからである。
【００１１】
この性質を、稍詳細に説明すると、下記のとおりである。ＵＯ２燃料は、これを熱中性子原子炉で燃焼すると、２３５Ｕが、中性子との衝突を条件として、核分裂して発熱・発電に寄与する一方、２３８Ｕは、中性子を吸収すると、２３９Ｐｕ、２４０Ｐｕ、２４１Ｐｕ、２４２Ｐｕへと遷移し、これらの同位体の内、主に２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとが核分裂性を有し、将来の利用可能性がある。これに対して、ＭＯＸ燃料は、当初からＰｕを含んでいるので、原子炉内で発生するＰｕの変化は、下記のとおりである。先ず、２３８Ｕが、中性子を吸収すると、２３９Ｐｕ、２４０Ｐｕ、２４１Ｐｕ、２４２Ｐｕへと、ＵＯ２燃料と同様に、大きな質量数を有するＰｕへと遷移し、２３９Ｐｕは、２４０Ｐｕ、２４１Ｐｕ、２４２Ｐｕへと遷移し、２４０Ｐｕは、２４１Ｐｕ、２４２Ｐｕへと遷移し、２４１Ｐｕは、２４２Ｐｕへと遷移する。一方、２４０ＰｕＯ２、２４２ＰｕＯ２も更に高次のＰｕアイソトープに遷移する。つまり、ＭＯＸ燃料の場合は、質量数の大きなＰｕの全Ｐｕ量に対する割合が必然的に大きくなる。換言すれば、ＵＯ２燃料は、熱中性子原子炉で燃焼した後も、各種の核分裂性Ｐｕアイソトープが生成されるので、かなりの利用価値があるが、ＭＯＸ燃料は、熱中性子原子炉で燃焼した後は、核分裂反応に寄与しない２４０Ｐｕ・２４２Ｐｕが、Ｐｕ全量中で大きな割合を占めるので、核燃料としての利用価値が少ない。
【００１２】
そこで、これらの経済的不利益は、除去しうるものなら、是非、除去するべきであるという要請がある。
【００１３】
【発明が解決しようとする課題】
本発明の目的は、これらの要請を満足させることにあり、ＵＯ２を燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、ＭＯＸ燃料を核燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも使用することができるＭＯＸ燃料集合体の製造コストを低減することを可能にするとゝもに、そのＭＯＸ燃料集合体を燃焼した後に残された使用済みのＭＯＸ燃料を再処理して、核燃料として再利用するという前提の下に、そのＭＯＸ燃料集合体の使用済みのＭＯＸ燃料の利用価値を向上することを可能にする改良を提供することにある。
【００１４】
【課題を解決するための手段】
本発明に係る熱中性子原子炉用ＭＯＸ燃料集合体の技術思想は、従来の熱中性子原子炉用ＭＯＸ燃料集合体の技術思想とは、根本的に異なり、ＭＯＸの基本的性質にもとづき、コストの観点からも、その使用済みのＭＯＸ燃料の利用価値の観点からも、最も有利になるようにすることを追求した発想にもとづくものであり、その技術思想は、下記のとおりである。
１．ＭＯＸ燃料の種類を、単一とする。
２．その単一種類のＭＯＸ燃料棒の富化度は、５〜１５重量％、好ましくは、１０〜１５重量％と、従来のものに比べて顕著に高くする。
３．ＭＯＸ燃料集合体に使用される単一種類のＭＯＸ燃料棒の本数は、従来のものに比べて顕著に少なくする。
４．ＭＯＸ燃料棒は、減速材の効果が弱い領域に配置する。
その結果、上記の目的は、原子炉用核燃料が被覆管に封入されている原子炉用核燃料棒の複数が、チャンネルボックスの中にマトリックス状に配列され、原子炉用核燃料棒相互間とチャンネルボックスの周囲とを減速・冷却材たる水流が通過することゝされている熱中性子原子炉用ＭＯＸ燃料集合体において、核燃料棒の本数の２０〜４０％は、核分裂性Ｐｕ（２３９Ｐｕと２４１Ｐｕ）を５〜１５重量％好ましくは５〜１５重量％に含む単一種類のＭＯＸ燃料棒であり、前記燃料棒の本数の８０〜6０％好ましくは２０〜４０％は、２３５ＵＯ２を好ましくは１〜５重量％含むＵＯ２燃料棒である熱中性子原子炉用ＭＯＸ燃料集合体によって達成される。
そして、高富化の単一種類のＭＯＸ燃料棒は、減速材の効果が少ない領域に集中的に配置すると、有効である。その理由は、核分裂が活発過ぎることを抑制するためである。また、減速材の効果が強い領域に、２３５Ｕを好ましくは１〜５重量％に含むＧｄ燃料棒が配置されることが望ましい。その理由は、燃料棒の装荷当初核分裂を適度に抑制し、装荷後暫くした後は、Ｇｄの中性子吸収効果がなくなるので、ＵＯ２燃料棒と同様に燃焼に寄与することになるからである。なお、結果として、ＭＯＸ燃料棒とＧｄ燃料棒とは、相互に隣接して配置されることになる。減速材の効果が弱い領域には、減速材兼冷却材たる水流を通過させる通路として機能するウオーターロッドが設けられることが望ましい。核分裂を促進し、燃焼度を向上し、核分裂の発生が全ての領域で平均化するために有効であるためである。
なお、現在稼動中の、ＵＯ２を主たる燃料とする原子炉には、図４等に示すように、燃料集合体の中心領域にウオーターロッドが設けてあるが、ＭＯＸ燃料を主たる燃料とする原子炉にあっては、ウオーターロッドの配置位置は、ＭＯＸ燃料棒近辺を含め、任意の領域に選択することができる。
【００１５】
【作用】
本発明に係るＭＯＸ燃料集合体の作用と特徴的利益とは、下記のとおりである。
第１に、上記したとおり、ＭＯＸ燃料の原料は、ＵＯ２燃料を燃焼した後に残された使用済み核燃料であり、それを再処理して得られたＭＯＸは、核分裂性Ｐｕ（２３９Ｐｕと２４１Ｐｕ）を６０〜７０％含むので、ＭＯＸ燃料の場合は、富化度を５％程度に低下するために多額のコストを必要とする。一方、ＵＯ２燃料の原料である天然Ｕは核分裂性Ｕである２３５Ｕを０．３％しか含まないので、ＵＯ２燃料の場合は、濃縮度を５％程度に上昇するには、多額のコストを必要とする。本願発明に係るＭＯＸ燃料集合体には、富化度が５〜１５重量、好ましくは、１０〜１５重量％の高富化ＭＯＸ燃料棒が使用されているので、製造コストが廉くなる利益がある。
第２に、如何なる場合でも、単一種類の大量生産が、多種類少量生産よりコスト的に有利なことは明らかである。本願発明に係るＭＯＸ燃料集合体には、単一種類のＭＯＸ燃料棒しか使用されていないので、この点からも、製造コストが廉くなる利益がある。
第３に、原子炉において、臨界を維持するに必要な核分裂性物質の量は概ね予想できる。したがって、使用されるＭＯＸ燃料棒の種類が１種類で、使用されるＭＯＸ燃料棒の富化度が高い場合には、使用されるべき燃料棒の本数は少なくなり、濃縮度の低いＵＯ２燃料棒の数が増大する。この理由により、本願発明に係るＭＯＸ燃料集合体に使用される高富化度のＭＯＸ燃料棒の本数は少なくて済むことになる。
第４に、本願発明に係るＭＯＸ燃料集合体の使用済み燃料の価値が従来のものより高い理由に就いて、図面を参照して、説明する。
【００１６】
図６参照
その理由は、２３５Ｕと２３９Ｐｕと２４０Ｐｕと２４１Ｐｕと２４２Ｐｕとの核反応断面積（吸収と核分裂との双方を含む。）の相違にもとづく。そこで、これらの物質の核反応断面積と温度（熱エネルギー）との関係を示す図６を参照して説明する。図６に示すように、２３５Ｕの核反応断面積は熱中性子に対応するエネルギー領域（低エネルギー領域）において大きく高速中性子に対応するエネルギー領域（高エネルギー領域）において小さいが、２３９Ｐｕと２４０Ｐｕと２４１Ｐｕと２４２Ｐｕとの中性子吸収断面積は熱中性子よりはエネルギーの高い熱外中性子領域に大きな共鳴吸収ピークを有する。このことは、２３５Ｕ燃料の場合は、放出された中性子のかなりの量は熱中性子となり、核分裂性の２３ ５Ｕと衝突して核分裂に寄与する確率があるが、ＭＯＸ燃料の場合は、放出された中性子のかなりの量は、Ｐｕに途中で吸収されて（Ｐｕを高次化して）、核分裂に寄与する確率が低いことを意味する。
【００１７】
この事実は、下記する表１に示す、燃焼前のＭＯＸ燃料集合体中のＰｕ全体の組成と燃焼後のＭＯＸ燃料集合体中のＰｕ全体の組成とを比較しても、明らかである。
表から明らかなように、核分裂性Ｐｕ（２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとの和）の減少率（燃焼前の６７％から燃焼後の４７％に減少している。）が大きい。このことは、言葉を変えれば、ＭＯＸ燃料の使用済み燃料の核分裂性Ｐｕの含有量（２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとの和）の全Ｐｕ量に対する割合が少ないということである。
【００１８】
ところで、燃料棒単位で考慮すると、下記する表２に示すように、使用済みのＵＯ２燃量棒に含まれる２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとの和の量の使用済みのＵＯ２燃量棒に含まれるＰｕアイソトープ全量に対する割合は６８％であるが、使用済みのＭＯＸ燃料棒に含まれる２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとの和の割合は、３９％である。この比較から明らかなように、ＭＯＸ燃料集合体（ＭＯＸ燃料棒とＵＯ２燃料棒とを含む。）においても、高次化の問題は大きな問題ではあるが、使用済み燃料の利用価値が顕著に低下するのはＭＯＸ燃料棒においてのみであり、本発明に係る燃料集合体の総数中、かなり多くを占めるＵＯ２燃料棒においてはそれ程大きな問題ではなく、ＵＯ２燃料棒の使用済み燃料は已然として、かなりの利用価値を保持することがわかる。このように、本発明の発明者等は、ＭＯＸ燃料棒の富化度を高くし（核分裂性Ｐｕの含有量を５〜１５重量％好ましくは１０〜１５重量％と高くし）、富化度の種類を１種類に制限し、高富化ＭＯＸ燃料の使用本数を制限すれば（燃料棒全体の２０〜４０％好ましくは２０〜２５％に制限すれば）、上記の要請を満足しうることが明らかであるという自然法則を発見し、この自然法則を巧みに利用して、本願発明を完成した。
【００１９】
上記の理由は、下記のように整理することができる。
１．上記したとおり、ＭＯＸ燃料集合体のそれぞれが含有するべき核分裂性Ｐｕアイソトープの量は、予め特定されている。もし、そのＭＯＸ燃料集合体が含有するＰｕアイソトープの全量に対する核分裂性アイソトープの量の割合が減少すれば、そのＭＯＸ燃料集合体が含有するＰｕアイソトープの全量は増加する筈である。ところで、核分裂性Ｐｕアイソトープも、非核分裂性Ｐｕアイソトープも、α線を放出するので、その使用済み核燃料を再処理する工場での放射能遮蔽の要求は厳しくなり、不利益を惹起する。したがって、ＭＯＸ燃料集合体が含有するＰｕアイソトープの全量に対する核分裂性アイソトープの量の割合は多いことが有利である。
２．２４０Ｐｕの中性子吸収断面積は大きいので、２４０Ｐｕの含有量が多くなると、核分裂性Ｐｕアイソトープの所要量が増大する。したがって、２４０Ｐｕの含有量が４３％と大きいＭＯＸ燃料棒の使用済み核燃料は優れた核燃料とは認められない。
３一方、２４０Ｐｕは、核分裂性Ｐｕアイソトープである２４１Ｐｕを生成するので、２４０Ｐｕは、将来の核分裂を増大する結果を惹起する。この現象は、将来に亘っての原子炉特性の予想を複雑にし、設計上の困難を惹起する欠点を伴う。
４．したがって、本発明に係るＭＯＸ燃料集合体において、ＭＯＸ燃料棒の富化度を高くし（核分裂性Ｐｕの含有量を５〜１５重量％好ましくは１０〜１５重量％と高くし）、富化度の種類を１種類に制限し、高富化ＭＯＸ燃料の数量を制限（燃料棒全体の２０〜４０％好ましくは２０〜２５％に制限）することは、綜合的に判断して、有利なことである。
【００２０】
些か蛇足の感はあるが、学術的表現をもって、上記事項を再度述べる。実際に、使用済みのＵＯ２燃料を再処理して得られるＰｕには、２３９Ｐｕ〜２４２Ｐｕが、ある組成比をもって分布しており、Ｐｕを熱中性子炉で燃焼すると、Ｐｕが大きな質量数に向かって遷移することが確認されている。学術的には、この現象を、Ｐｕの高次化と称する。また、ＭＯＸ燃料を使用する場合も、Ｐｕの高次化現象は発生する。その上、ＭＯＸ燃料には、当初からＰｕが含まれているから、熱中性子原子炉中で燃焼された後のＰｕの高次化状態は、ＵＯ２燃料の場合より、遥かに進む結果となる。Ｐｕの核分裂性アイソトープは、２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとであるから、Ｐｕの高次化現象は、Ｐｕアイソトープ総量に対する核分裂性Ｐｕアイソトープの割合の低下を意味し、使用済みＰｕの核燃料材料としての価値を低下することを意味する。この事実は、使用済み核燃料の再処理を前提として考慮する場合、ＵＯ２燃料の場合と異なり、ＭＯＸ燃料の場合は、燃焼そのものゝ最適化もさることながら、高次化現象を抑制する必要があることを示す。ＭＯＸ燃料がＰｕを当初から含んでいるために、高次化現象が促進されるのであるから、高富化度のＭＯＸ燃料棒を少量使用すれば、Ｐｕの高次化現象を少量のＭＯＸ燃料棒のみに限定し、多くのＵＯ２燃料棒は、使用後再処理することができ、全体としては、高次化現象の悪影響を避けることができ、有利であることが明らかである。したがって、本発明は、この着想を具体化して、使用済みのＭＯＸ燃料を再処理して利用可能の核分裂物質を取り出すという前提の下に、使用済みＭＯＸ燃料の価値を向上することを求める要請を満足したものである。
【００２１】
【発明の実施の形態】
以下、図面を参照して、本発明の実施の形態に係るＭＯＸ燃料集合体（ＵＯ２を燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、ＭＯＸ燃料を燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも使用されうるＭＯＸ燃料（ＰｕＯ２とＵＯ２との混合物）の核燃料集合体）の３例の平面配置（断面）を、図を参照して、説明する。
【００２２】
第１実施例
現在稼動中の軽水炉では、運転サイクルの長さや燃焼度等に法制上の制限があるため、本発明の要旨に係る、極めて富化度の高い、少数のＭＯＸ燃料棒を使用する核燃料集合体を使用することには、法制上の制約がある場合がある。しかし、第１実施例にあっては、そのような現行法制上の規制に捕らわれることなく、本ＭＯＸ燃料集合体を燃料として、長期サイクル運転や高燃焼度使用に対して、最大限能力を発揮しうる設計を想定してある。その結果、単一種類のＭＯＸ燃量棒の富化度を１４％と高くし、燃料棒の総数に占めるＭＯＸ燃量棒の割合を３３％に下げてある。
図１参照
図１は、ＭＯＸ燃料を主たる燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、ＵＯ２燃料を主たる燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも使用されることができ、燃焼度が７０ＧＷｄ／・ｔｏｎであるＭＯＸ燃料を燃料とする燃料集合体の１例の平面図である。図１において、１・２・３・Ｇは、それぞれ、燃料棒の番号であり、長さは概ね４メートルである。各燃料棒の直径は約１１ミリメートルであり、燃料集合体の各辺の長さは約１５センチメートルである。Ｗはウオーターロッドであり、その１辺は約４センチメートルである。燃料棒１は、２３５Ｕを０．２２５％含み核分裂性Ｐｕを１４重量％含む高富化ＭＯＸ燃料棒であり、使用数は２４本である。燃料棒２は、２３５Ｕを４．９重量％含むＵＯ２燃料棒であり、使用数は２４本である。燃料棒３は、２３５Ｕを４．５重量％含むＵＯ２燃料棒であり、使用数は４本である。燃料棒Ｇは、２３５Ｕを３．５重量％とＧｄを３．５重量％含むＧｄ燃料棒であり含み、使用数は２０本である。
図示するように、唯１種類の高富化（富化度１４重量％）ＭＯＸ燃料棒１は、減速材の効果が少ない領域に集中的に配置されている。２・３はＵＯ２燃料棒であり、ＭＯＸ燃料棒は１のみであるから、ＭＯＸ燃料棒の燃料棒全数に対する割合は３３％である。したがって、富化度は従来技術における５重量％より、顕著に大きくされており、また、ＭＯＸ燃料棒の燃料棒全数に対する割合は、従来技術におけるＭＯＸ燃料棒の数の燃料棒総数に対する割合８０％（図５に示す従来技術に係るＭＯＸ燃料棒と燃料棒総数との比）に比し、顕著に少なくされている。Ｇｄ棒の機能は、上記と同様であり、装荷当初は核分裂反応を抑制し、装荷後暫くした後は、中性子吸収効果が無くなり、ＵＯ２燃料と同様に振舞う。
上記のＭＯＸ燃量集合体の製造方法は従来の方法と概ね同一である。
第１工程において、ピュウレックス法、または、その他の乾式法または湿式法を使用して、使用済みＭＯＸ燃料から核分裂性Ｐｕ（２３９Ｐｕと２４１Ｐｕ）を取り出す。
第２工程において、ＰｕＯ２粉とＵＯ２粉とを混合して、所望の富化度のＭＯＸを得る。
第３工程において、ＭＩＮＡＳ法またはＳＢＲ法を使用して、上記のＭＯＸをよく混合する。
第４工程において、上記のＭＯＸを成形・焼成して、ＰｕＯ２・ＵＯ２のセラミックスペレットを製造する。
第５工程において、上記のＰｕＯ２・ＵＯ２のセラミックスペレットをジルカロイシースに封入して、ＭＯＸ燃量棒を製造する。
第６工程において、上記のＭＯＸ燃量棒とＵＯ２燃量棒とをチャンネルボックスに装入して、ＭＯＸ燃量集合体を完成する。
このように、使用されるＭＯＸ燃料棒の種類は１種類に制限され、使用されるＭＯＸ燃料棒の数は低減され、使用されるＭＯＸ燃料の富化度が高くされているので、本発明の目的であるＭＯＸ燃料集合体の製造コストの低減と使用済みのＭＯＸ燃料集合体の利用価値の向上とが実現する。
【００２３】
第２実施例
上記したとおり、現在稼動中の軽水炉では、運転サイクルの長さや燃焼度等に法制上の制限があるため、本発明の要旨に係る、極めて富化度の高い、少数のＭＯＸ燃料棒を使用することには、法制上の制約がある場合がある。そこで、第２実施例にあっては、現法制の下における規制に違反しない範囲において、本ＭＯＸ燃料を燃料として、長期サイクル運転や高燃焼度使用に対して、最大限能力を発揮しうる設計を想定してある。すなわち、単一種類のＭＯＸ燃量棒の富化度を６％と高くし、燃料棒の総数に占めるＭＯＸ燃量棒の割合を２５％に下げてある。
図２参照
図２は、ＭＯＸ燃料を主たる燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、ＵＯ２燃料を主たる燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも使用されることができ、燃焼度が４５ＧＷｄ／・ｔｏｎである、ＭＯＸ燃料を燃料とする燃料集合体の１例の平面配置図（断面図）でる。図２において、１・２・３・４・Ｇは、それぞれ、各燃料棒に付されている番号であり、長さは概ね４メートルであり、長さは概ね４メートルである。各燃料棒の直径は約１１ミリメートルであり、燃料集合体の各辺の長さは約１５センチメートルである。Ｗはウオーターロッドであり、その１辺は約４センチメートルである。燃料棒１は、２３５Ｕを０．２２５％含み核分裂性Ｐｕを約６重量％含む高富化ＭＯＸ燃料棒であり、使用数は１６本である。燃料棒２は、２３５Ｕを約４重量％含むＵＯ２燃料棒であり、使用数は２８本である。燃料棒３は、２３５Ｕを約３．５重量％含むＵＯ２燃料棒であり、使用数は８本である。燃料棒４は、２３５Ｕを約３重量％含むＵＯ２燃料棒であり、使用数は４本である。燃料棒Ｇは、２３５Ｕを約２重量％とＧｄを２．２重量％含むＧｄ燃料棒であり、使用数は１６本である。
図示するように、唯１種類の高富化（富化度６重量％）ＭＯＸ燃料棒１は、減速材の効果が少ない領域に集中的に配置されている。２・３・４はＵＯ２燃料棒であり、ＭＯＸ燃料棒は１のみであるから、ＭＯＸ燃料棒の燃料棒全数に対する割合は２５％である。したがって、富化度は従来技術における５重量％より、顕著に大きくされており、また、ＭＯＸ燃料棒の燃料棒全数に対する割合は、従来技術におけるＭＯＸ燃料棒の数の燃料棒総数に対する割合８０％（図５に示す従来技術に係るＭＯＸ燃料棒と燃料棒総数との比）に比し、顕著に少なくされている。Ｇｄ燃料棒の機能は、上記と同様であり、装荷当初は核分裂反応を抑制し、装荷後暫くした後は、中性子吸収効果が無くなり、ＵＯ２燃料と同様に振舞う。
上記のＭＯＸ燃量集合体の製造方法は第１実施例の方法と全く同一である。
このように、使用されるＭＯＸ燃料棒の種類が単一種類に制限され、使用されるＭＯＸ燃料棒の数が低減され、使用されるＭＯＸ燃料棒の富化度が高くされているので、本発明の目的であるＭＯＸ燃料集合体の製造コストの低減と使用済みのＭＯＸ燃料集合体の利用価値の向上とが実現する。
第３実施例
上記したとおり、現在稼動中の軽水炉は、本来ＵＯ２を燃料とすることゝされているため、構造的制約があり、本発明の要旨に係る、極めて富化度の高い、少数のＭＯＸ燃料棒を使用することには、種々制約がある場合がある。そこで、第３実施例にあっては、この制約を想定し、現在稼動中の軽水炉にも使用することを想定した上で、可能なかぎり、本発明の特質を実現してある。すなわち、単一種類のＭＯＸ燃量棒の富化度を６％と高くし、燃料棒の総数に占めるＭＯＸ燃量棒の割合を３３％に下げてある。
図３参照
図３は、ＵＯ２を燃料とし水を減速材兼冷却材として設計・製造した熱中性子原子炉に使用されることができ、燃焼度が４５ＧＷｄ／・ｔｏｎであり、ＭＯＸ燃料を燃料とする燃料集合体の１例の平面配置図（断面図）でる。図３において、１・２・３・４・Ｇは、それぞれ、燃料棒の番号であり、長さは概ね４メートルである。各燃料棒の直径は約１１ミリメートルであり、燃料集合体の各辺の長さは約１５センチメートルである。Ｗはウオーターロッドであり、その１辺は約３センチメートルである。燃料棒１は、２３５Ｕを約０．２２５％含み核分裂性Ｐｕを約８重量％含む高富化ＭＯＸ燃料棒であり、使用数は２４本である。燃料棒２は、２３５Ｕを約４重量％含むＵＯ２燃料棒であり、使用数は２０本である。燃料棒３は、２３５Ｕを約３．５重量％含むＵＯ２燃料棒であり、使用数は８本である。燃料棒４は、２３５Ｕを約３重量％含むＵＯ２燃料棒であり、使用数は４本である。燃料棒Ｇは、２３５Ｕを約２重量％とＧｄを２重量％含むＧｄ燃料棒であり、使用数は１６本である。
図１・図２に図示する場合と同様に、唯１種類の高富化（富化度６重量％）ＭＯＸ燃料棒１は、減速材の効果が少ない領域に集中的に配置されている。２・３・４はＵＯ２燃料棒であり、図１・図２に図示する場合と同様に、ＭＯＸ燃料棒は１のみであり、ＭＯＸ燃料棒の燃料棒全数に対する割合は３３％である。したがって、富化度は従来技術における５重量％より、顕著に大きくされており、また、ＭＯＸ燃料棒の燃料棒全数に対する割合は、従来技術におけるＭＯＸ燃料棒の数の燃料棒総数に対する割合８０％（図４に示す従来技術に係るＭＯＸ燃料棒と燃料棒総数との比）に比し、顕著に少なくなくされている。Ｇｄ棒の機能は、上記と同様であり、装荷当初は核分裂反応を抑制し、装荷後暫くした後は、中性子吸収効果が無くなり、ＵＯ２燃料と同様に振舞う
上記のＭＯＸ燃量集合体の製造方法は第１実施例の方法と全く同一である。
このように、使用されるＭＯＸ燃料棒の種類は単一種類に制限され、使用されるＭＯＸ燃料棒の数は低減され、使用されるＭＯＸ燃料棒の富化度は高くされているので、本発明の目的であるＭＯＸ燃料集合体の製造コストの低減と使用済みのＭＯＸ燃料集合体の利用価値の向上とが実現する。
【００２４】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明に係る原子炉用ＭＯＸ燃料集合体においては、ＭＯＸ燃料棒の富化度を単一種類に限定し、しかも、その富化度を高くし（核分裂性Ｐｕアイソトープの含有量を５〜１５重量％好ましくは１０〜１５重量％と高くし）、その上、核分裂性Ｐｕアイソトープを高富化度に含有する燃料棒の使用量を、燃料棒全体の２０〜４０％好ましくは２０〜２５％と極めて少なくしてあるので、低富化度にするための高いコストを必用とせず、ＭＯＸ燃料棒の種類は単一種類であるから、この点からも、コストが廉く、しかも、このＭＯＸ燃料集合体を燃焼した後に残った使用済み燃料棒の一部（ＵＯ２燃料棒の使用済み燃料棒）には、核分裂性Ｐｕアイソトープを多量に含むことになるので、使用済みのＭＯＸ燃料集合体を再処理して利用可能の核分性物質を取り出すという前提の下において、この使用済みＭＯＸ燃料集合体の価値は極めて大きい。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第１実施例に係るＭＯＸ燃料集合体の平面配置図（断面図）である。
【図２】本発明の第２実施例に係るＭＯＸ燃料集合体の平面配置図（断面図）である。
【図３】本発明の第３実施例に係るＭＯＸ燃料集合体の平面配置図（断面図）である。
【図４】従来技術に係るＵＯ２燃料集合体の平面配置図（断面図）である。
【図５】従来技術に係るＭＯＸ燃料集合体の平面配置図（断面図）である。
【図６】２３５Ｕと２３９Ｐｕと２４０Ｐｕと２４１Ｐｕと２４２Ｐｕとの核反応断面積（吸収と核分裂との双方を含む。）と温度（熱エネルギー）との関係を示すグラフである。
【符号の説明】
１・２・３・４・Ｇ 図１・図２に示す本発明の第１・第２実施例に係るＭＯＸ燃料棒の番号
Ｗ ウオーターロッド
１・２・３・４・５ 図３に示す従来技術に係るＵＯ２燃料棒の番号
Ｐ１・Ｐ２・Ｐ３・Ｐ４・Ｇ１・Ｇ２ 図４に示す従来技術に係るＭＯＸ燃料棒の番号
【発明が属する技術分野】
本発明は、ＵＯ２を核燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、ＵＯ２を核燃料とする原子炉においてＵＯ２を燃焼して生成された使用済み核燃料を再処理して得られたＰｕアイソトープの酸化物ＰｕＯ２とＵＯ２との混合物（以下ＭＯＸ燃料と言う。）を核燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、使用されることができるＭＯＸ燃料集合体の改良に関する。特に、このＭＯＸ燃料集合体の製造コストを低減し、また、このＭＯＸ燃料集合体を燃焼した後に残される使用済み核燃料を核燃料として使用する場合の利用価値を向上する改良に関する。
【０００２】
【従来の技術】
Ｕを核燃料とする原子炉には種々あるが、従来実用されている原子炉は、相変位温度の低い金属Ｕと異なり、高温において変形することが少なく、取り扱いが容易であるセラミックスＵＯ２を燃料とし、軽水を減速材兼冷却材とする熱中性子原子炉（ＰＷＲとＢＷＲ）が主流である。これらの原子炉にあっては、天然Ｕを濃縮して、核分裂性を有するＵアイソトープである２３５Ｕの量を増加してある濃縮Ｕの酸化物ＵＯ２を直径約１センチメートル程度長さ約１センチメートル程度のペレット（円筒）状に成形して焼成してペレット（円筒）状セラミックスＵＯ２とし、これを核燃料単位としており、核燃料ペレットと称する。この核燃料ペレットが水と直接接触すると、化学反応を発生するので、これを避けるために、核燃料ペレットを数百個重ねて長いジルカロイ-２製被覆管に収容・封入して、その被覆管の外側を減速材兼冷却材である水流が流されるようにされている。ジルカロイ-２製被覆管の長さは約４メートルであり、その内、核燃料ペレットの入っている部分が炉心の有効高さとなる。例えば、１，１００ＭＷの原子炉であると、燃料棒の総数は約５０，０００本に達し、炉心の等価直径（炉心の形状は正確には円形ではないが、円形と見なした場合の直径）は約５メートルになるが、これらの燃料棒の全てが均等に高速中性子を放出し、その高速中性子の全てに均等に減速材（水）が接触して熱中性子を生成し、全ての燃料棒が均等に核分裂し、全ての燃料棒が概ね同一の温度を保持しながら発熱・発電を継続することが望ましい。ところで、約５０，０００本の燃料棒を一括取り扱うことは現実的に容易でないので、約６０〜１００本づつの燃料棒を束ねて収束されたものを実質的取り扱い単位とすることが便利であるから、この約６０〜１００本の燃料棒を束ねて収束して、所謂燃料チャンネルボックスに収容したものを燃料集合体と命名して、実質的取り扱い単位としている。したがって、１，１００ＭＷの原子炉においては、約７６４個の燃料集合体が整然とマトリックス状に配列され、燃料集合体相互間にボロン等を含む制御棒が挿入・引き抜き可能な形態で配置されて、炉心を形成している。そして、燃料集合体相互の間にも、減速材兼冷却材である水流が流れるようにされている。燃料集合体の下部には、減速材兼冷却材の水流供給装置が配置され、また、燃料集合体の上部には、気水分離装置を始め、蒸気タービンに約２９０℃・約７ＭＰａの高温高圧水蒸気を送るための装置が設けられており、これらの付属設備も含めて、炉心全体が、厳重に放射能遮蔽が施されている圧力容器に収納されている。
【０００３】
このようにして創出されたＵＯ２燃料集合体が充足すべき要件は、概ね下記のとおりである。
１．長期間、事実上は４〜５年間、燃料集合体の被覆管が破損せず、原子炉が安定に臨界状態を維持できるように、原子炉に対する保護機能を有するとゝもに、核分裂生成物を被覆管中に閉じ込める保護機能を有すること。
２．核分裂により発生した熱を、安定に、効率良く、冷却材に伝達することができること。
３．全ての燃料集合体が概ね均一に核分裂をなして、全ての燃料集合体の温度が概ね均一になるようにすること（ローカルピーキングの発生を抑制すること）。
４．減速材兼冷却材である水は、燃料棒に沿って上昇するにともない、気化して一部がボイドになるが、水は気化すると単位体積当たりの水の分子数が減少して減速機能が減少するので、その領域における核分裂が低下するという現象があり、この現象を表す指数にボイド係数という指数があるが、このボイド係数が負の適切な値であること。
【０００４】
上記の学術的意味における要請に加えて、商業炉用燃料としてのＵＯ２燃料集合体の開発に当たり、
１．出力密度を極力向上すること、すなわち、燃料集合体の発生する出力を増大して、原子炉の炉心単位体積当たりの出力を大きくすること
２．核分裂可能な物質から熱エネルギーを取り出して利用する能力、すなわち、燃料棒の寿命に亘って取り出しうる熱エネルギーの量であり、学術的には燃焼度と言い、通常、ＧＷｄ／ｔ（ギガワットデイ／トンと読む。）という単位を使用して表す量（燃焼度）をできるだけ大きくすること
３．新しい核燃料は、装荷当初、核分裂反応度が高過ぎる時期があるが、その時期に出力を適切な値に抑制すること
等が求められる。
そこで、これらの現実的要請を満足するために、
１．出力密度を向上し、燃焼度を向上するため、燃料棒の径を小さくし、ＵＯ２燃料の濃縮度を向上して、ＵＯ２燃料中に含まれる核分裂性の２３５Ｕの量を増加し、炉内の条件に対応して適切な濃縮度の燃料棒を配置するという技術が開発された。
２．出力密度を全炉心に亘って幾何学的に平均化するため、炉の直径方向にも、高さ方向にも、ＵＯ２燃料の濃縮度を調節する（変化させておく）という技術が開発された。
３．ＵＯ２燃料が新たに装荷された当初は、の核分裂反応度が過剰になるので、新たに装荷されたＵＯ２燃料の出力を抑制するため、ＧｄとＵＯ２とを含むＧｄ燃料棒を使用する技術が開発された。なお、Ｇｄは、装荷されて暫くすると、中性子を吸収する効果が無くなり、通常のＵＯ２燃料棒と同様に振舞うようになる。
５．ボイド係数を調節する手段として、燃料集合体の周辺部以外の領域にウオーターロッドと呼ばれる水（減速材兼冷却材）を通過させる太い配管を設ける技術が開発された。Ｕの分子数に対する水の分子数の比が大きくなり、中性子減速効果が大きくなり、核分裂発生の可能性が大きくなるからである。
【０００５】
このようにして開発された、ＵＯ２を燃料とし水を減速材兼冷却材とする熱中性子原子炉に使用される、ＵＯ２を燃料として設計された燃料集合体の１例の平面配置を、図を参照して説明する。
図４参照
図４は、ＵＯ２を燃料とし、水を減速材兼冷却材とする燃料集合体の１例の平面図である。図４において、１・２・３・４・５は、ＵＯ２燃料棒の番号であり、長さは約４メートルであるが、それぞれ、濃縮度（２３５Ｕの含有量）が異なる。各燃料棒の直径は約１１ミリメートルであり、燃料集合体の各辺の長さは約１５センチメートルである。Ｗは、減速材の効果が弱い領域に配置され、減速材兼冷却材たる水流を通過させる通路として機能するウオーターロッドであり、その１辺の長さは約４センチメートルである。燃料棒１は、２３５Ｕの濃縮度が最も高い高濃縮ＵＯ２燃料棒であり、使用数は約１０本である。２３５Ｕの濃縮度は１から５に向かって順に低くされている。燃料棒２・燃料棒３・燃料棒４・燃料棒５の使用数は、それぞれ、３０本・４本・２４本・４本である。図示するように、中央部に高濃縮度のＵＯ２燃料棒が配置され、これを囲んで、外周に行くにしたがい濃縮度が低くされているＵＯ２燃料棒が配置される。また、燃料棒の長さ方向にも濃縮度が調節されており、中央部での濃縮度が高くされ、先端部において濃縮度が低くされている。
要するに、この燃料集合体における設計思想は、２３５Ｕの含有量（濃縮度）の異なる極めて多種類のＵＯ２燃料棒を用意しておき、燃料集合体内の領域の要請に応じ、適宜、当該領域に最適の濃縮度のＵＯ２燃料棒を選択的に配置することゝされていることである。
【０００６】
この燃料集合体を、熱中性子原子炉で燃焼すると、２３５Ｕは、中性子との衝突を条件として、核分裂して発熱・発電に寄与する（２３５Ｕが核分裂した後は分子量がかなり小さな核分裂生成物となり、この核分裂生成物は、事実上利用価値がない。）が、２３８Ｕは、中性子を吸収すると、２３９Ｐｕ、２４０Ｐｕ、２４１Ｐｕ、２４２Ｐｕへと遷移する。これらのアイソトープの内、核分裂性を有するものは、２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとである。これらは、現に使用されている熱中性子原子炉内でも、また、使用済み核燃料を再処理して得られたＭＯＸ燃料としてゞも利用しうる。
【０００７】
この性質を利用して、使用済み核燃料を再処理して求めたＭＯＸ燃料（Ｐｕ（２３９ＰｕＯ２と２４０ＰｕＯ２と２４１ＰｕＯ２と２４２ＰｕＯ２とＵＯ２とを含む混合物）を核燃料としたものが、本発明の改良の対象である。換言すれば、熱中性子原子炉で使用されたＵの大部分である２３８Ｕは、原子炉中で中性子を吸収して核分裂性を有する２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとを生成するので、燃焼した後の使用済み核燃料にも、少なからぬ利用価値がある。そこで、Ｕを燃焼して生成された使用済み核燃料を再処理して取り出した２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとを含むＰｕアイソトープの酸化物とＵＯ２との混合物を、ＭＯＸ燃料として積極的に利用することにされていることは周知であり、ＭＯＸ燃料は、燃料経済上極めて利用価値が高く重要である。
【０００８】
そこで、ＵＯ２を燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、ＭＯＸ燃料を核燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、使用されることができるＭＯＸ燃料の燃料集合体が開発された。
ＵＯ２を燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、ＭＯＸ燃料を核燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、使用されることができるＭＯＸ燃料（ＰｕＯ２とＵＯ２との混合物）の燃料集合体の１例の平面配置を、図を参照して説明する。
図５参照
図５は、ＵＯ２を核燃料とし水を減速材兼冷却材として設計・製造された熱中性子原子炉にも使用されうる、ＭＯＸ燃料を燃料とする燃料集合体の１例の平面図である。図５において、Ｐ１・Ｐ２・Ｐ３・Ｐ４・Ｇは燃料棒の番号であり、長さは概ね４メートルであるが、それぞれ、富化度（含有されるＰｕアイソトープ全量に対する核分裂性を有する ２３９ Ｐｕと ２４１ Ｐｕの割合）を異にする４種類のＭＯＸ燃料棒と１種類のＧｄ燃料棒とである。各燃料棒の直径は約１１ミリメートルであり、燃料集合体の各辺の長さは約１５センチメートルである。Ｗは、減速材の効果が弱い領域に配置され、減速材兼冷却材たる水流を通過させる通路として機能するウオーターロッドであり、その１辺の長さは約３センチメートルである。燃料棒Ｐ１は、核分裂性Ｐｕの含有量が最も大きい高富化ＭＯＸ燃料棒であり、燃料棒Ｐ１の富化度は約５％であり、使用数は２０本である。そして、富化度は、Ｐ１・Ｐ２・Ｐ３・Ｐ４の順に低くされており、燃料棒Ｐ２・Ｐ３・Ｐ４の使用数は、それぞれ、１６本・８本・４本である。Ｇｄ燃料棒Ｇの使用数は１２本である。したがって、ＭＯＸ燃料棒Ｐ１・Ｐ２・Ｐ３・Ｐ４の総数が燃料棒全体の数に占める割合は８０％となる。既に述べたように、Ｇｄ燃料棒の機能は初期の反応度の抑制にあり、燃料装荷当初は核分裂を抑制し、数ヶ月経過後は中性子吸収効果がなくなり、ＵＯ２燃料棒と同様に燃焼（核分裂）に寄与することにある。この意味において、Ｇｄ燃料棒も燃料棒の総数に含めてある。
なお、この例においては、ＭＯＸ燃料棒のみが使用されており、ＵＯ２燃料棒は使用されていないが、ＵＯ２を燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、ＭＯＸ燃料を核燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、使用されることができるＭＯＸ燃料の燃料集合体が、ＭＯＸ燃料棒のみを使用していても支障ないことは明らかである。
図示するように、中央部に高富化度のＭＯＸ燃料棒が配置され、これを囲んで、外周に行くにしたがい富化度が低くされているＭＯＸ燃料棒が配置される。しかも、重要なことは、富化度が段階的に低下されている４種類のＭＯＸ燃料棒が用意されているので、ＭＯＸ燃料集合体の核分裂性Ｐｕの平均富化度は約３％であることである。そして、わが国の現行法制においては、ＭＯＸ燃料装荷炉心のＭＯＸ燃料棒の装荷割合は１／３以下と規定されているから、燃料集合体の本数は約３００本となり、燃料集合体１本当たりの核分裂性Ｐｕの重量は約５キログラムであるので、核分裂性Ｐｕの重量は、炉心全体では約１，６００キログラムである。
要するに、この燃料集合体の設計思想は、従来のＵＯ２燃料集合体（図４を参照して説明した燃料集合体、すなわち、ＭＯＸを使用しない燃料集合体）の設計思想をその侭受け継いだものであり、従来のＵＯ２燃料集合体のＵＯ２燃料棒を、単に、濃縮度に応じた富化度のＭＯＸ燃料棒に取り替えただけのものである。
すなわち、濃縮度が最も高いＵＯ２燃料棒を富化度が５％程度であるＭＯＸ燃量棒に替え、濃縮度がそれ程高くないＵＯ２燃料棒を富化度がそれ程高くないＭＯＸ燃量棒に替えたと言うものであり、ＵＯ２を燃料とする燃料集合体の場合と同様、５％程度以下のかなり多種類の富化度のＭＯＸ燃料棒（燃料棒の総数に占める割合は８０％に相当する。）を用意しておき、燃料集合体内の領域の要請に応じ、適宜、当該領域に最適の富化度のＭＯＸ燃料棒を選択的に使用することゝされていることである。
【０００９】
この設計思想は、下記のように整理することができる。
１．相互に富化度が異なる多種類のＭＯＸ燃料棒が使用される。
２．各ＭＯＸ燃料棒の富化度は５％程度以下と比較的低い。
３．使用されるＭＯＸ燃料棒の総数は極めて多く、燃料棒総数の約８０％である。
４．これらの低富化度・多種類のＭＯＸ燃料棒を、燃料集合体全体の温度が平均化するように、結果的に、炉心全体の温度が平均化するように、適宜、選択配置する。
【００１０】
この設計思想は、ＵＯ２の特性とＭＯＸの特性との相違にもとづき、下記の欠点を惹起する。
１．ＵＯ２燃料の原料である天然Ｕは核分裂性Ｕである２３５Ｕを０．３％しか含まないので、ＵＯ２燃料の場合は、濃縮度を５％に上昇するには、多額のコストを必要とする。ところが、ＭＯＸ燃料の原料である、使用済み核燃料の再処理によって得られるＭＯＸは、核分裂性Ｐｕ（２３９Ｐｕと２４１Ｐｕ）を６０〜７０％含むので、ＭＯＸ燃料の場合は、富化度を５％に低下するために多額のコストを必要とする。要するに、ＵＯ２燃料の場合は、濃縮度が低ければ低い程、コスト負担は少ないが、ＭＯＸ燃料の場合は、富化度が低ければ低い程、コスト負担は大きくなる。つまり、濃縮度／富化度とコストとの関係は、ＵＯ２の場合とＭＯＸの場合とでは全く反対である。
２．種類が多くなればなる程、コスト負担が大きくなることは通常である。
３．ＵＯ２燃料の使用済み燃料は、核燃料として使用する意味における価値が大きいが、ＭＯＸ燃料の使用済み燃料は、核燃料として使用する意味における価値の低下が甚だしい。その理由は、ＵＯ２燃料の使用済み燃料は、２３９Ｐｕ・２４０Ｐｕ・２４１Ｐｕ・２４２Ｐｕを含み、核分裂性Ｐｕである２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとを多量に含むが、ＭＯＸ燃料の使用済み燃料の２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとの含有量は少なく、非核分裂性Ｕである２４０Ｐｕと２４２Ｐｕとが多いからである。
【００１１】
この性質を、稍詳細に説明すると、下記のとおりである。ＵＯ２燃料は、これを熱中性子原子炉で燃焼すると、２３５Ｕが、中性子との衝突を条件として、核分裂して発熱・発電に寄与する一方、２３８Ｕは、中性子を吸収すると、２３９Ｐｕ、２４０Ｐｕ、２４１Ｐｕ、２４２Ｐｕへと遷移し、これらの同位体の内、主に２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとが核分裂性を有し、将来の利用可能性がある。これに対して、ＭＯＸ燃料は、当初からＰｕを含んでいるので、原子炉内で発生するＰｕの変化は、下記のとおりである。先ず、２３８Ｕが、中性子を吸収すると、２３９Ｐｕ、２４０Ｐｕ、２４１Ｐｕ、２４２Ｐｕへと、ＵＯ２燃料と同様に、大きな質量数を有するＰｕへと遷移し、２３９Ｐｕは、２４０Ｐｕ、２４１Ｐｕ、２４２Ｐｕへと遷移し、２４０Ｐｕは、２４１Ｐｕ、２４２Ｐｕへと遷移し、２４１Ｐｕは、２４２Ｐｕへと遷移する。一方、２４０ＰｕＯ２、２４２ＰｕＯ２も更に高次のＰｕアイソトープに遷移する。つまり、ＭＯＸ燃料の場合は、質量数の大きなＰｕの全Ｐｕ量に対する割合が必然的に大きくなる。換言すれば、ＵＯ２燃料は、熱中性子原子炉で燃焼した後も、各種の核分裂性Ｐｕアイソトープが生成されるので、かなりの利用価値があるが、ＭＯＸ燃料は、熱中性子原子炉で燃焼した後は、核分裂反応に寄与しない２４０Ｐｕ・２４２Ｐｕが、Ｐｕ全量中で大きな割合を占めるので、核燃料としての利用価値が少ない。
【００１２】
そこで、これらの経済的不利益は、除去しうるものなら、是非、除去するべきであるという要請がある。
【００１３】
【発明が解決しようとする課題】
本発明の目的は、これらの要請を満足させることにあり、ＵＯ２を燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、ＭＯＸ燃料を核燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも使用することができるＭＯＸ燃料集合体の製造コストを低減することを可能にするとゝもに、そのＭＯＸ燃料集合体を燃焼した後に残された使用済みのＭＯＸ燃料を再処理して、核燃料として再利用するという前提の下に、そのＭＯＸ燃料集合体の使用済みのＭＯＸ燃料の利用価値を向上することを可能にする改良を提供することにある。
【００１４】
【課題を解決するための手段】
本発明に係る熱中性子原子炉用ＭＯＸ燃料集合体の技術思想は、従来の熱中性子原子炉用ＭＯＸ燃料集合体の技術思想とは、根本的に異なり、ＭＯＸの基本的性質にもとづき、コストの観点からも、その使用済みのＭＯＸ燃料の利用価値の観点からも、最も有利になるようにすることを追求した発想にもとづくものであり、その技術思想は、下記のとおりである。
１．ＭＯＸ燃料の種類を、単一とする。
２．その単一種類のＭＯＸ燃料棒の富化度は、５〜１５重量％、好ましくは、１０〜１５重量％と、従来のものに比べて顕著に高くする。
３．ＭＯＸ燃料集合体に使用される単一種類のＭＯＸ燃料棒の本数は、従来のものに比べて顕著に少なくする。
４．ＭＯＸ燃料棒は、減速材の効果が弱い領域に配置する。
その結果、上記の目的は、原子炉用核燃料が被覆管に封入されている原子炉用核燃料棒の複数が、チャンネルボックスの中にマトリックス状に配列され、原子炉用核燃料棒相互間とチャンネルボックスの周囲とを減速・冷却材たる水流が通過することゝされている熱中性子原子炉用ＭＯＸ燃料集合体において、核燃料棒の本数の２０〜４０％は、核分裂性Ｐｕ（２３９Ｐｕと２４１Ｐｕ）を５〜１５重量％好ましくは５〜１５重量％に含む単一種類のＭＯＸ燃料棒であり、前記燃料棒の本数の８０〜6０％好ましくは２０〜４０％は、２３５ＵＯ２を好ましくは１〜５重量％含むＵＯ２燃料棒である熱中性子原子炉用ＭＯＸ燃料集合体によって達成される。
そして、高富化の単一種類のＭＯＸ燃料棒は、減速材の効果が少ない領域に集中的に配置すると、有効である。その理由は、核分裂が活発過ぎることを抑制するためである。また、減速材の効果が強い領域に、２３５Ｕを好ましくは１〜５重量％に含むＧｄ燃料棒が配置されることが望ましい。その理由は、燃料棒の装荷当初核分裂を適度に抑制し、装荷後暫くした後は、Ｇｄの中性子吸収効果がなくなるので、ＵＯ２燃料棒と同様に燃焼に寄与することになるからである。なお、結果として、ＭＯＸ燃料棒とＧｄ燃料棒とは、相互に隣接して配置されることになる。減速材の効果が弱い領域には、減速材兼冷却材たる水流を通過させる通路として機能するウオーターロッドが設けられることが望ましい。核分裂を促進し、燃焼度を向上し、核分裂の発生が全ての領域で平均化するために有効であるためである。
なお、現在稼動中の、ＵＯ２を主たる燃料とする原子炉には、図４等に示すように、燃料集合体の中心領域にウオーターロッドが設けてあるが、ＭＯＸ燃料を主たる燃料とする原子炉にあっては、ウオーターロッドの配置位置は、ＭＯＸ燃料棒近辺を含め、任意の領域に選択することができる。
【００１５】
【作用】
本発明に係るＭＯＸ燃料集合体の作用と特徴的利益とは、下記のとおりである。
第１に、上記したとおり、ＭＯＸ燃料の原料は、ＵＯ２燃料を燃焼した後に残された使用済み核燃料であり、それを再処理して得られたＭＯＸは、核分裂性Ｐｕ（２３９Ｐｕと２４１Ｐｕ）を６０〜７０％含むので、ＭＯＸ燃料の場合は、富化度を５％程度に低下するために多額のコストを必要とする。一方、ＵＯ２燃料の原料である天然Ｕは核分裂性Ｕである２３５Ｕを０．３％しか含まないので、ＵＯ２燃料の場合は、濃縮度を５％程度に上昇するには、多額のコストを必要とする。本願発明に係るＭＯＸ燃料集合体には、富化度が５〜１５重量、好ましくは、１０〜１５重量％の高富化ＭＯＸ燃料棒が使用されているので、製造コストが廉くなる利益がある。
第２に、如何なる場合でも、単一種類の大量生産が、多種類少量生産よりコスト的に有利なことは明らかである。本願発明に係るＭＯＸ燃料集合体には、単一種類のＭＯＸ燃料棒しか使用されていないので、この点からも、製造コストが廉くなる利益がある。
第３に、原子炉において、臨界を維持するに必要な核分裂性物質の量は概ね予想できる。したがって、使用されるＭＯＸ燃料棒の種類が１種類で、使用されるＭＯＸ燃料棒の富化度が高い場合には、使用されるべき燃料棒の本数は少なくなり、濃縮度の低いＵＯ２燃料棒の数が増大する。この理由により、本願発明に係るＭＯＸ燃料集合体に使用される高富化度のＭＯＸ燃料棒の本数は少なくて済むことになる。
第４に、本願発明に係るＭＯＸ燃料集合体の使用済み燃料の価値が従来のものより高い理由に就いて、図面を参照して、説明する。
【００１６】
図６参照
その理由は、２３５Ｕと２３９Ｐｕと２４０Ｐｕと２４１Ｐｕと２４２Ｐｕとの核反応断面積（吸収と核分裂との双方を含む。）の相違にもとづく。そこで、これらの物質の核反応断面積と温度（熱エネルギー）との関係を示す図６を参照して説明する。図６に示すように、２３５Ｕの核反応断面積は熱中性子に対応するエネルギー領域（低エネルギー領域）において大きく高速中性子に対応するエネルギー領域（高エネルギー領域）において小さいが、２３９Ｐｕと２４０Ｐｕと２４１Ｐｕと２４２Ｐｕとの中性子吸収断面積は熱中性子よりはエネルギーの高い熱外中性子領域に大きな共鳴吸収ピークを有する。このことは、２３５Ｕ燃料の場合は、放出された中性子のかなりの量は熱中性子となり、核分裂性の２３ ５Ｕと衝突して核分裂に寄与する確率があるが、ＭＯＸ燃料の場合は、放出された中性子のかなりの量は、Ｐｕに途中で吸収されて（Ｐｕを高次化して）、核分裂に寄与する確率が低いことを意味する。
【００１７】
この事実は、下記する表１に示す、燃焼前のＭＯＸ燃料集合体中のＰｕ全体の組成と燃焼後のＭＯＸ燃料集合体中のＰｕ全体の組成とを比較しても、明らかである。
【００１８】
ところで、燃料棒単位で考慮すると、下記する表２に示すように、使用済みのＵＯ２燃量棒に含まれる２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとの和の量の使用済みのＵＯ２燃量棒に含まれるＰｕアイソトープ全量に対する割合は６８％であるが、使用済みのＭＯＸ燃料棒に含まれる２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとの和の割合は、３９％である。この比較から明らかなように、ＭＯＸ燃料集合体（ＭＯＸ燃料棒とＵＯ２燃料棒とを含む。）においても、高次化の問題は大きな問題ではあるが、使用済み燃料の利用価値が顕著に低下するのはＭＯＸ燃料棒においてのみであり、本発明に係る燃料集合体の総数中、かなり多くを占めるＵＯ２燃料棒においてはそれ程大きな問題ではなく、ＵＯ２燃料棒の使用済み燃料は已然として、かなりの利用価値を保持することがわかる。このように、本発明の発明者等は、ＭＯＸ燃料棒の富化度を高くし（核分裂性Ｐｕの含有量を５〜１５重量％好ましくは１０〜１５重量％と高くし）、富化度の種類を１種類に制限し、高富化ＭＯＸ燃料の使用本数を制限すれば（燃料棒全体の２０〜４０％好ましくは２０〜２５％に制限すれば）、上記の要請を満足しうることが明らかであるという自然法則を発見し、この自然法則を巧みに利用して、本願発明を完成した。
上記の理由は、下記のように整理することができる。
１．上記したとおり、ＭＯＸ燃料集合体のそれぞれが含有するべき核分裂性Ｐｕアイソトープの量は、予め特定されている。もし、そのＭＯＸ燃料集合体が含有するＰｕアイソトープの全量に対する核分裂性アイソトープの量の割合が減少すれば、そのＭＯＸ燃料集合体が含有するＰｕアイソトープの全量は増加する筈である。ところで、核分裂性Ｐｕアイソトープも、非核分裂性Ｐｕアイソトープも、α線を放出するので、その使用済み核燃料を再処理する工場での放射能遮蔽の要求は厳しくなり、不利益を惹起する。したがって、ＭＯＸ燃料集合体が含有するＰｕアイソトープの全量に対する核分裂性アイソトープの量の割合は多いことが有利である。
２．２４０Ｐｕの中性子吸収断面積は大きいので、２４０Ｐｕの含有量が多くなると、核分裂性Ｐｕアイソトープの所要量が増大する。したがって、２４０Ｐｕの含有量が４３％と大きいＭＯＸ燃料棒の使用済み核燃料は優れた核燃料とは認められない。
３一方、２４０Ｐｕは、核分裂性Ｐｕアイソトープである２４１Ｐｕを生成するので、２４０Ｐｕは、将来の核分裂を増大する結果を惹起する。この現象は、将来に亘っての原子炉特性の予想を複雑にし、設計上の困難を惹起する欠点を伴う。
４．したがって、本発明に係るＭＯＸ燃料集合体において、ＭＯＸ燃料棒の富化度を高くし（核分裂性Ｐｕの含有量を５〜１５重量％好ましくは１０〜１５重量％と高くし）、富化度の種類を１種類に制限し、高富化ＭＯＸ燃料の数量を制限（燃料棒全体の２０〜４０％好ましくは２０〜２５％に制限）することは、綜合的に判断して、有利なことである。
【００２０】
些か蛇足の感はあるが、学術的表現をもって、上記事項を再度述べる。実際に、使用済みのＵＯ２燃料を再処理して得られるＰｕには、２３９Ｐｕ〜２４２Ｐｕが、ある組成比をもって分布しており、Ｐｕを熱中性子炉で燃焼すると、Ｐｕが大きな質量数に向かって遷移することが確認されている。学術的には、この現象を、Ｐｕの高次化と称する。また、ＭＯＸ燃料を使用する場合も、Ｐｕの高次化現象は発生する。その上、ＭＯＸ燃料には、当初からＰｕが含まれているから、熱中性子原子炉中で燃焼された後のＰｕの高次化状態は、ＵＯ２燃料の場合より、遥かに進む結果となる。Ｐｕの核分裂性アイソトープは、２３９Ｐｕと２４１Ｐｕとであるから、Ｐｕの高次化現象は、Ｐｕアイソトープ総量に対する核分裂性Ｐｕアイソトープの割合の低下を意味し、使用済みＰｕの核燃料材料としての価値を低下することを意味する。この事実は、使用済み核燃料の再処理を前提として考慮する場合、ＵＯ２燃料の場合と異なり、ＭＯＸ燃料の場合は、燃焼そのものゝ最適化もさることながら、高次化現象を抑制する必要があることを示す。ＭＯＸ燃料がＰｕを当初から含んでいるために、高次化現象が促進されるのであるから、高富化度のＭＯＸ燃料棒を少量使用すれば、Ｐｕの高次化現象を少量のＭＯＸ燃料棒のみに限定し、多くのＵＯ２燃料棒は、使用後再処理することができ、全体としては、高次化現象の悪影響を避けることができ、有利であることが明らかである。したがって、本発明は、この着想を具体化して、使用済みのＭＯＸ燃料を再処理して利用可能の核分裂物質を取り出すという前提の下に、使用済みＭＯＸ燃料の価値を向上することを求める要請を満足したものである。
【００２１】
【発明の実施の形態】
以下、図面を参照して、本発明の実施の形態に係るＭＯＸ燃料集合体（ＵＯ２を燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、ＭＯＸ燃料を燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも使用されうるＭＯＸ燃料（ＰｕＯ２とＵＯ２との混合物）の核燃料集合体）の３例の平面配置（断面）を、図を参照して、説明する。
【００２２】
第１実施例
現在稼動中の軽水炉では、運転サイクルの長さや燃焼度等に法制上の制限があるため、本発明の要旨に係る、極めて富化度の高い、少数のＭＯＸ燃料棒を使用する核燃料集合体を使用することには、法制上の制約がある場合がある。しかし、第１実施例にあっては、そのような現行法制上の規制に捕らわれることなく、本ＭＯＸ燃料集合体を燃料として、長期サイクル運転や高燃焼度使用に対して、最大限能力を発揮しうる設計を想定してある。その結果、単一種類のＭＯＸ燃量棒の富化度を１４％と高くし、燃料棒の総数に占めるＭＯＸ燃量棒の割合を３３％に下げてある。
図１参照
図１は、ＭＯＸ燃料を主たる燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、ＵＯ２燃料を主たる燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも使用されることができ、燃焼度が７０ＧＷｄ／・ｔｏｎであるＭＯＸ燃料を燃料とする燃料集合体の１例の平面図である。図１において、１・２・３・Ｇは、それぞれ、燃料棒の番号であり、長さは概ね４メートルである。各燃料棒の直径は約１１ミリメートルであり、燃料集合体の各辺の長さは約１５センチメートルである。Ｗはウオーターロッドであり、その１辺は約４センチメートルである。燃料棒１は、２３５Ｕを０．２２５％含み核分裂性Ｐｕを１４重量％含む高富化ＭＯＸ燃料棒であり、使用数は２４本である。燃料棒２は、２３５Ｕを４．９重量％含むＵＯ２燃料棒であり、使用数は２４本である。燃料棒３は、２３５Ｕを４．５重量％含むＵＯ２燃料棒であり、使用数は４本である。燃料棒Ｇは、２３５Ｕを３．５重量％とＧｄを３．５重量％含むＧｄ燃料棒であり含み、使用数は２０本である。
図示するように、唯１種類の高富化（富化度１４重量％）ＭＯＸ燃料棒１は、減速材の効果が少ない領域に集中的に配置されている。２・３はＵＯ２燃料棒であり、ＭＯＸ燃料棒は１のみであるから、ＭＯＸ燃料棒の燃料棒全数に対する割合は３３％である。したがって、富化度は従来技術における５重量％より、顕著に大きくされており、また、ＭＯＸ燃料棒の燃料棒全数に対する割合は、従来技術におけるＭＯＸ燃料棒の数の燃料棒総数に対する割合８０％（図５に示す従来技術に係るＭＯＸ燃料棒と燃料棒総数との比）に比し、顕著に少なくされている。Ｇｄ棒の機能は、上記と同様であり、装荷当初は核分裂反応を抑制し、装荷後暫くした後は、中性子吸収効果が無くなり、ＵＯ２燃料と同様に振舞う。
上記のＭＯＸ燃量集合体の製造方法は従来の方法と概ね同一である。
第１工程において、ピュウレックス法、または、その他の乾式法または湿式法を使用して、使用済みＭＯＸ燃料から核分裂性Ｐｕ（２３９Ｐｕと２４１Ｐｕ）を取り出す。
第２工程において、ＰｕＯ２粉とＵＯ２粉とを混合して、所望の富化度のＭＯＸを得る。
第３工程において、ＭＩＮＡＳ法またはＳＢＲ法を使用して、上記のＭＯＸをよく混合する。
第４工程において、上記のＭＯＸを成形・焼成して、ＰｕＯ２・ＵＯ２のセラミックスペレットを製造する。
第５工程において、上記のＰｕＯ２・ＵＯ２のセラミックスペレットをジルカロイシースに封入して、ＭＯＸ燃量棒を製造する。
第６工程において、上記のＭＯＸ燃量棒とＵＯ２燃量棒とをチャンネルボックスに装入して、ＭＯＸ燃量集合体を完成する。
このように、使用されるＭＯＸ燃料棒の種類は１種類に制限され、使用されるＭＯＸ燃料棒の数は低減され、使用されるＭＯＸ燃料の富化度が高くされているので、本発明の目的であるＭＯＸ燃料集合体の製造コストの低減と使用済みのＭＯＸ燃料集合体の利用価値の向上とが実現する。
【００２３】
第２実施例
上記したとおり、現在稼動中の軽水炉では、運転サイクルの長さや燃焼度等に法制上の制限があるため、本発明の要旨に係る、極めて富化度の高い、少数のＭＯＸ燃料棒を使用することには、法制上の制約がある場合がある。そこで、第２実施例にあっては、現法制の下における規制に違反しない範囲において、本ＭＯＸ燃料を燃料として、長期サイクル運転や高燃焼度使用に対して、最大限能力を発揮しうる設計を想定してある。すなわち、単一種類のＭＯＸ燃量棒の富化度を６％と高くし、燃料棒の総数に占めるＭＯＸ燃量棒の割合を２５％に下げてある。
図２参照
図２は、ＭＯＸ燃料を主たる燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも、ＵＯ２燃料を主たる燃料とし水を減速材兼冷却材として設計された熱中性子原子炉にも使用されることができ、燃焼度が４５ＧＷｄ／・ｔｏｎである、ＭＯＸ燃料を燃料とする燃料集合体の１例の平面配置図（断面図）でる。図２において、１・２・３・４・Ｇは、それぞれ、各燃料棒に付されている番号であり、長さは概ね４メートルであり、長さは概ね４メートルである。各燃料棒の直径は約１１ミリメートルであり、燃料集合体の各辺の長さは約１５センチメートルである。Ｗはウオーターロッドであり、その１辺は約４センチメートルである。燃料棒１は、２３５Ｕを０．２２５％含み核分裂性Ｐｕを約６重量％含む高富化ＭＯＸ燃料棒であり、使用数は１６本である。燃料棒２は、２３５Ｕを約４重量％含むＵＯ２燃料棒であり、使用数は２８本である。燃料棒３は、２３５Ｕを約３．５重量％含むＵＯ２燃料棒であり、使用数は８本である。燃料棒４は、２３５Ｕを約３重量％含むＵＯ２燃料棒であり、使用数は４本である。燃料棒Ｇは、２３５Ｕを約２重量％とＧｄを２．２重量％含むＧｄ燃料棒であり、使用数は１６本である。
図示するように、唯１種類の高富化（富化度６重量％）ＭＯＸ燃料棒１は、減速材の効果が少ない領域に集中的に配置されている。２・３・４はＵＯ２燃料棒であり、ＭＯＸ燃料棒は１のみであるから、ＭＯＸ燃料棒の燃料棒全数に対する割合は２５％である。したがって、富化度は従来技術における５重量％より、顕著に大きくされており、また、ＭＯＸ燃料棒の燃料棒全数に対する割合は、従来技術におけるＭＯＸ燃料棒の数の燃料棒総数に対する割合８０％（図５に示す従来技術に係るＭＯＸ燃料棒と燃料棒総数との比）に比し、顕著に少なくされている。Ｇｄ燃料棒の機能は、上記と同様であり、装荷当初は核分裂反応を抑制し、装荷後暫くした後は、中性子吸収効果が無くなり、ＵＯ２燃料と同様に振舞う。
上記のＭＯＸ燃量集合体の製造方法は第１実施例の方法と全く同一である。
このように、使用されるＭＯＸ燃料棒の種類が単一種類に制限され、使用されるＭＯＸ燃料棒の数が低減され、使用されるＭＯＸ燃料棒の富化度が高くされているので、本発明の目的であるＭＯＸ燃料集合体の製造コストの低減と使用済みのＭＯＸ燃料集合体の利用価値の向上とが実現する。
第３実施例
上記したとおり、現在稼動中の軽水炉は、本来ＵＯ２を燃料とすることゝされているため、構造的制約があり、本発明の要旨に係る、極めて富化度の高い、少数のＭＯＸ燃料棒を使用することには、種々制約がある場合がある。そこで、第３実施例にあっては、この制約を想定し、現在稼動中の軽水炉にも使用することを想定した上で、可能なかぎり、本発明の特質を実現してある。すなわち、単一種類のＭＯＸ燃量棒の富化度を６％と高くし、燃料棒の総数に占めるＭＯＸ燃量棒の割合を３３％に下げてある。
図３参照
図３は、ＵＯ２を燃料とし水を減速材兼冷却材として設計・製造した熱中性子原子炉に使用されることができ、燃焼度が４５ＧＷｄ／・ｔｏｎであり、ＭＯＸ燃料を燃料とする燃料集合体の１例の平面配置図（断面図）でる。図３において、１・２・３・４・Ｇは、それぞれ、燃料棒の番号であり、長さは概ね４メートルである。各燃料棒の直径は約１１ミリメートルであり、燃料集合体の各辺の長さは約１５センチメートルである。Ｗはウオーターロッドであり、その１辺は約３センチメートルである。燃料棒１は、２３５Ｕを約０．２２５％含み核分裂性Ｐｕを約８重量％含む高富化ＭＯＸ燃料棒であり、使用数は２４本である。燃料棒２は、２３５Ｕを約４重量％含むＵＯ２燃料棒であり、使用数は２０本である。燃料棒３は、２３５Ｕを約３．５重量％含むＵＯ２燃料棒であり、使用数は８本である。燃料棒４は、２３５Ｕを約３重量％含むＵＯ２燃料棒であり、使用数は４本である。燃料棒Ｇは、２３５Ｕを約２重量％とＧｄを２重量％含むＧｄ燃料棒であり、使用数は１６本である。
図１・図２に図示する場合と同様に、唯１種類の高富化（富化度６重量％）ＭＯＸ燃料棒１は、減速材の効果が少ない領域に集中的に配置されている。２・３・４はＵＯ２燃料棒であり、図１・図２に図示する場合と同様に、ＭＯＸ燃料棒は１のみであり、ＭＯＸ燃料棒の燃料棒全数に対する割合は３３％である。したがって、富化度は従来技術における５重量％より、顕著に大きくされており、また、ＭＯＸ燃料棒の燃料棒全数に対する割合は、従来技術におけるＭＯＸ燃料棒の数の燃料棒総数に対する割合８０％（図４に示す従来技術に係るＭＯＸ燃料棒と燃料棒総数との比）に比し、顕著に少なくなくされている。Ｇｄ棒の機能は、上記と同様であり、装荷当初は核分裂反応を抑制し、装荷後暫くした後は、中性子吸収効果が無くなり、ＵＯ２燃料と同様に振舞う
上記のＭＯＸ燃量集合体の製造方法は第１実施例の方法と全く同一である。
このように、使用されるＭＯＸ燃料棒の種類は単一種類に制限され、使用されるＭＯＸ燃料棒の数は低減され、使用されるＭＯＸ燃料棒の富化度は高くされているので、本発明の目的であるＭＯＸ燃料集合体の製造コストの低減と使用済みのＭＯＸ燃料集合体の利用価値の向上とが実現する。
【００２４】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明に係る原子炉用ＭＯＸ燃料集合体においては、ＭＯＸ燃料棒の富化度を単一種類に限定し、しかも、その富化度を高くし（核分裂性Ｐｕアイソトープの含有量を５〜１５重量％好ましくは１０〜１５重量％と高くし）、その上、核分裂性Ｐｕアイソトープを高富化度に含有する燃料棒の使用量を、燃料棒全体の２０〜４０％好ましくは２０〜２５％と極めて少なくしてあるので、低富化度にするための高いコストを必用とせず、ＭＯＸ燃料棒の種類は単一種類であるから、この点からも、コストが廉く、しかも、このＭＯＸ燃料集合体を燃焼した後に残った使用済み燃料棒の一部（ＵＯ２燃料棒の使用済み燃料棒）には、核分裂性Ｐｕアイソトープを多量に含むことになるので、使用済みのＭＯＸ燃料集合体を再処理して利用可能の核分性物質を取り出すという前提の下において、この使用済みＭＯＸ燃料集合体の価値は極めて大きい。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第１実施例に係るＭＯＸ燃料集合体の平面配置図（断面図）である。
【図２】本発明の第２実施例に係るＭＯＸ燃料集合体の平面配置図（断面図）である。
【図３】本発明の第３実施例に係るＭＯＸ燃料集合体の平面配置図（断面図）である。
【図４】従来技術に係るＵＯ２燃料集合体の平面配置図（断面図）である。
【図５】従来技術に係るＭＯＸ燃料集合体の平面配置図（断面図）である。
【図６】２３５Ｕと２３９Ｐｕと２４０Ｐｕと２４１Ｐｕと２４２Ｐｕとの核反応断面積（吸収と核分裂との双方を含む。）と温度（熱エネルギー）との関係を示すグラフである。
【符号の説明】
１・２・３・４・Ｇ 図１・図２に示す本発明の第１・第２実施例に係るＭＯＸ燃料棒の番号
Ｗ ウオーターロッド
１・２・３・４・５ 図３に示す従来技術に係るＵＯ２燃料棒の番号
Ｐ１・Ｐ２・Ｐ３・Ｐ４・Ｇ１・Ｇ２ 図４に示す従来技術に係るＭＯＸ燃料棒の番号
Claims (6)
- 原子炉用核燃料が被覆管に封入されてなる原子炉用核燃料棒の複数が、チャンネルボックスの中にマトリックス状に配列され、前記原子炉用核燃料棒相互間と前記チャンネルボックスの周囲とを減速・冷却材たる水流が通過することゝされてなる熱中性子原子炉用ＭＯＸ燃料集合体において、
前記核燃料棒の本数の２０〜４０％は、核分裂性Ｐｕを５〜１５重量％に含む単一種類のＭＯＸ燃料棒であり、前記燃料棒の本数の８０〜6０％は、少なくとも２３５Ｕを含むＵアイソトープを含むＵＯ２燃料棒であり、
前記単一種類のＭＯＸ燃料棒は前記減速材の効果が弱い領域に配置されてなる
ことを特徴とする熱中性子原子炉用ＭＯＸ燃料集合体。 - 前記燃料棒の本数の２０〜２５％は、核分裂性Ｐｕを５〜１５重量％に含む単一種類のＭＯＸ燃料棒であり、前記燃料棒の本数の８０〜７５％は、少なくとも２３５Ｕを含むＵアイソトープを含むＵＯ２燃料棒である
ことを特徴とする請求項１記載の熱中性子原子炉用ＭＯＸ燃料集合体。 - 前記核燃料棒の本数の２０〜４０％は、核分裂性Ｐｕを１０〜１５重量％に含む単一種類のＭＯＸ燃料棒であり、前記燃料棒の本数の８０〜6０％は、少なくとも２３５Ｕを含むＵアイソトープを含むＵＯ２燃料棒である
ことを特徴とする請求項１記載の熱中性子原子炉用ＭＯＸ燃料集合体。 - 前記ＵＯ２燃料棒が含む２３５Ｕの量は、１〜５重量％である
ことを特徴とする請求項１、２、または、３記載の熱中性子原子炉用ＭＯＸ燃料集合体。 - 前記減速材の効果が強い領域にＧｄ棒が配置されてなる
ことを特徴とする請求項１、２、３、または、４記載の熱中性子原子炉用ＭＯＸ燃料集合体。 - 前記減速材の効果が弱い領域に、前記減速材兼冷却材たる水流を通過させる通路として機能するウオーターロッドが設けられてなる
ことを特徴とする請求項１、２、３、４、または、５記載の熱中性子原子炉用ＭＯＸ燃料集合体。
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