JP4800659B2 - 増殖炉になり得る高転換比のａｂｗｒ炉心 - Google Patents
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Description
本発明は、ABWR炉心の高転換比化に関する。
図1は沸騰水型原子炉の炉心構造図である（非特許文献1）。核燃料物質を内包している核燃料集合体（30）の下端は炉心支持板(1)に装着されている着脱可能な核燃料支持金具(2)により支持され、上端はチャンネルボックス(35)を介して上部格子板(3)にもたれかけさせている。上部格子板(3)の格子の間の４体の核燃料集合体（30）の中央には上下に動くことにより原子炉を制御する制御棒(100)がある。大半の制御棒(100)は、運転中は炉心底部に引き抜かれている。核燃料集合体（30）と制御棒(100)は数年に1度交換することを前提としているが炉心支持板(1)、上部格子板(3)の交換は容易ではないため、炉心構造の大幅な変更は難しい。
図2は核燃料集合体（30）の概略斜視図である（特許文献1）。多数本正方格子状に配列された核燃料物質を内封している円柱形状の核燃料棒（31）と、それ等の上端及び下端を夫々支持する上側結合板（32）及び下側結合板（33）と、前記核燃料棒（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スペーサ（34）と、これ等を4面で覆うチャンネルボックス（35）から構成される。冷却材である水は、炉心底部からチャンネルボックス（35）に入り核燃料棒（31）から受熱して蒸気を発生させる。蒸気をボイドと称し、チャンネルボックス（35）の中のある高さ平面での （蒸気が占める割合） / (蒸気が占める割合+液体の水が占める割合)は上に行く程大きくなる。単位は%で、40%ボイドのことを40Vと略記する。
図3は従来の核燃料棒（31）の概観図である。ジルカロイの被覆管（41）と、この被覆管（41）の上下開口端を気密閉塞する上部端栓（42）及び下部端栓（43）と、スプリング（45）と、上部プレナム(48)とからなる構造材と、被覆管（41）内に核燃料である濃縮ウランの酸化物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。
スペーサ（34）が位置していない高さでの従来の核燃料集合体（30）を配置せる炉心平面図を図４に示した。原子炉では、核燃料集合体（30）は制御棒側の漏洩水通路（51）と制御棒と反対側の漏洩水通路（52）を挟んで格子状に配列されている。核燃料棒（31）の間は冷却水通路（49）となっている。中心数本の核燃料棒（31）の代わりに水棒(70)を配する場合がある。
核分裂で発生した高速中性子は水により減速され熱中性子となり、熱中性子はウラン235(U235)やプルトニウム239(Pu239)やプルトニウム241(Pu241)といった熱中性子との相互作用によって核分裂を起こす核分裂性物質を激しく核分裂させる。冷却材流量減少等によりボイド割合が増加すると高速中性子は熱中性子になりにくくなるため核分裂性物質の核分裂反応は鈍くなると共に熱中性子とならない熱外中性子はウラン238(U238)に吸収される割合が増える。ボイド割合増加による反応度の変化をボイド反応度係数と言い、負であれば反応が鈍くなり原子炉出力が低下するため安全性が高いことになる。
：昭61-37591、「核燃料集合体」
：原子力安全研究協会(編)、1998年「軽水炉燃料のふるまい」。
図2は核燃料集合体（30）の概略斜視図である（特許文献1）。多数本正方格子状に配列された核燃料物質を内封している円柱形状の核燃料棒（31）と、それ等の上端及び下端を夫々支持する上側結合板（32）及び下側結合板（33）と、前記核燃料棒（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スペーサ（34）と、これ等を4面で覆うチャンネルボックス（35）から構成される。冷却材である水は、炉心底部からチャンネルボックス（35）に入り核燃料棒（31）から受熱して蒸気を発生させる。蒸気をボイドと称し、チャンネルボックス（35）の中のある高さ平面での （蒸気が占める割合） / (蒸気が占める割合+液体の水が占める割合)は上に行く程大きくなる。単位は%で、40%ボイドのことを40Vと略記する。
図3は従来の核燃料棒（31）の概観図である。ジルカロイの被覆管（41）と、この被覆管（41）の上下開口端を気密閉塞する上部端栓（42）及び下部端栓（43）と、スプリング（45）と、上部プレナム(48)とからなる構造材と、被覆管（41）内に核燃料である濃縮ウランの酸化物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。
スペーサ（34）が位置していない高さでの従来の核燃料集合体（30）を配置せる炉心平面図を図４に示した。原子炉では、核燃料集合体（30）は制御棒側の漏洩水通路（51）と制御棒と反対側の漏洩水通路（52）を挟んで格子状に配列されている。核燃料棒（31）の間は冷却水通路（49）となっている。中心数本の核燃料棒（31）の代わりに水棒(70)を配する場合がある。
核分裂で発生した高速中性子は水により減速され熱中性子となり、熱中性子はウラン235(U235)やプルトニウム239(Pu239)やプルトニウム241(Pu241)といった熱中性子との相互作用によって核分裂を起こす核分裂性物質を激しく核分裂させる。冷却材流量減少等によりボイド割合が増加すると高速中性子は熱中性子になりにくくなるため核分裂性物質の核分裂反応は鈍くなると共に熱中性子とならない熱外中性子はウラン238(U238)に吸収される割合が増える。ボイド割合増加による反応度の変化をボイド反応度係数と言い、負であれば反応が鈍くなり原子炉出力が低下するため安全性が高いことになる。
増殖炉とは、核分裂で生じるエネルギーを利用して電気を発生させながら、転換比（核分裂性物質ではないが中性子を吸収すると核分裂性物質になる親物質から生成された核分裂性物質の数 / 消費された核分裂性物質の数）が1以上になるような原子炉である。U235やPu239やPu241は核分裂性物質であり、U238やプルトニウム240(Pu240)やプルトニウム242(Pu242)は親物質である。プルトニウムと非濃縮ウランとの混合酸化物核燃料（PMOX核燃料）は転換比が大きくなり得る核燃料である。プルトニウムは高速中性子に対して核分裂の効率が高いからである。
一般に、増殖炉では高速中性子割合を高めるために冷却材として減速作用の小さいナトリウムを用いると共に、冷却水通路を狭くして稠密に核燃料棒を配列する。稠密にすることは中性子が親物質以外に無駄に吸収されるのをも防いでいる。ただ、ウラン燃料がボイド反応度係数を負にする傾向が高いのに対して、Pu239やPu241は高速中性子に対して中性子速度が速くなるほど核分裂する割合が大きくなるため、ボイド反応度係数を正にする傾向を持っている。10ｋeV以上の中性子は親物質であるPu240やPu242も核分裂させ中性子速度が速くなるほど核分裂する割合が著しく大きくなるため、ボイド反応度係数を著しく正にする性質を持っている。したがって、燃焼期間を長くしようとしてPMOX核燃料のプルトニウム割合であるプルトニウム富化度を大きくするとPu240やPu242を多く含むためボイド反応度係数は正になる傾向が高まる。
多くの増殖炉は、炉心外への中性子漏洩を考慮した実効ボイド反応度係数が負であるから冷却材喪失に関して安全であるとされているが、現行軽水炉の安全性の根幹の一つに炉心外への中性子漏洩を考慮しなくともボイド反応度係数が負であるという点が上げられる。事故等で冷却水が喪失しても原子炉の大きさに関係なく原子炉出力が低下するため安全であるということである。中性子漏洩を考慮した実効ボイド反応度係数が負であるというだけでは、安全性を証明するのに新たな許認可をとることが必要になるため多大の時間が必要になると考えられる。
従来、水を冷却材とする軽水炉に増殖炉の概念があったが構造の複雑さやナトリウム冷却での増殖炉ができそうになった等のために実現にいたらなかった。近年、ナトリウム増殖炉実現の遅れから、再び水を冷却材とする軽水炉での増殖炉が脚光を浴びるようになった。特に、実際に運転されている沸騰水型原子炉を若干改良するだけで増殖できる見通しがついてきた（非特許文献2）。しかし、核燃料集合体が6角形であったりして実現には多くの検討が必要になると見受けられる。
：JAERI-Conf2002-012、「第5回低減速スペクトル炉に関する研究会報告書」。
一般に、増殖炉では高速中性子割合を高めるために冷却材として減速作用の小さいナトリウムを用いると共に、冷却水通路を狭くして稠密に核燃料棒を配列する。稠密にすることは中性子が親物質以外に無駄に吸収されるのをも防いでいる。ただ、ウラン燃料がボイド反応度係数を負にする傾向が高いのに対して、Pu239やPu241は高速中性子に対して中性子速度が速くなるほど核分裂する割合が大きくなるため、ボイド反応度係数を正にする傾向を持っている。10ｋeV以上の中性子は親物質であるPu240やPu242も核分裂させ中性子速度が速くなるほど核分裂する割合が著しく大きくなるため、ボイド反応度係数を著しく正にする性質を持っている。したがって、燃焼期間を長くしようとしてPMOX核燃料のプルトニウム割合であるプルトニウム富化度を大きくするとPu240やPu242を多く含むためボイド反応度係数は正になる傾向が高まる。
多くの増殖炉は、炉心外への中性子漏洩を考慮した実効ボイド反応度係数が負であるから冷却材喪失に関して安全であるとされているが、現行軽水炉の安全性の根幹の一つに炉心外への中性子漏洩を考慮しなくともボイド反応度係数が負であるという点が上げられる。事故等で冷却水が喪失しても原子炉の大きさに関係なく原子炉出力が低下するため安全であるということである。中性子漏洩を考慮した実効ボイド反応度係数が負であるというだけでは、安全性を証明するのに新たな許認可をとることが必要になるため多大の時間が必要になると考えられる。
従来、水を冷却材とする軽水炉に増殖炉の概念があったが構造の複雑さやナトリウム冷却での増殖炉ができそうになった等のために実現にいたらなかった。近年、ナトリウム増殖炉実現の遅れから、再び水を冷却材とする軽水炉での増殖炉が脚光を浴びるようになった。特に、実際に運転されている沸騰水型原子炉を若干改良するだけで増殖できる見通しがついてきた（非特許文献2）。しかし、核燃料集合体が6角形であったりして実現には多くの検討が必要になると見受けられる。
：JAERI-Conf2002-012、「第5回低減速スペクトル炉に関する研究会報告書」。
15.5cmピッチで核燃料集合体を装荷せる最新の沸騰水型原子炉ABWRの炉心に装荷できるように、核燃料集合体は対面内側幅が13.4cmのチャンネルボックス内に半径0.69cmの被覆管内にプルトニウム富化度が10wt%以下のPMOX核燃料200cmとPMOX核燃料の燃焼減損相当分として下端に非濃縮ウラン酸化物をPMOX核燃料全長の4%長さである8cm内封する核燃料棒を(8+1)行×(8+1)列に配列させる。核燃料棒を稠密に配し乍除熱面積と全重量が従来のABWR用の核燃料集合体の許容範囲内であるようにする。
制御棒と反対側の漏洩水通路(52)にはジルカロイ中空管列を配し、従来の制御棒(100)の吸収材長さを200cmにした制御棒上部にジルカロイ中空管を配し、前記核燃料集合体を15.5cmピッチで装荷し、冷却材入口流量を蒸気流量の1.5倍から2倍の範囲にし、漏洩水流量を冷却材入口流量の10%以下にしてなるABWRの炉心。
制御棒と反対側の漏洩水通路(52)にはジルカロイ中空管列を配し、従来の制御棒(100)の吸収材長さを200cmにした制御棒上部にジルカロイ中空管を配し、前記核燃料集合体を15.5cmピッチで装荷し、冷却材入口流量を蒸気流量の1.5倍から2倍の範囲にし、漏洩水流量を冷却材入口流量の10%以下にしてなるABWRの炉心。
太い核燃料棒を稠密に配列したことにより、被覆管や冷却材といった中性子を無駄に吸収する物質割合が減るため親物質から核分裂性物質になる割合が増えて転換比が向上する。
核燃料全長が短くなったため全重量は過度に重くならないから炉心支持にかかわる健全性を損なうことがない。被覆管半径が大きくなり、かつ燃料棒総数が増加したことにより燃料全長が短くなったことによる除熱面積の減少を補うことができる。
核燃料棒の下端に非濃縮ウラン酸化物を配したことにより、PMOX核燃料の燃焼減少による再処理後新規PMOX核燃料とした時重量不足になるのを補えると共に、非濃縮ウランは下端から漏洩する中性子を吸収してプルトニウムになるためプルトニウム不足も補える。非濃縮ウランはPMOX核燃料の燃焼減損相当分としたため再処理後に余分な核物質が生じない。二次的効果としては、下端の非濃縮ウラン酸化物も発熱するため未飽和温度で流入した水が過熱され飽和温度になり、ボイド発生高さが下になるため減速作用の高い液体の割合を少なくすることが期待できて転換比向上に役立つ。
高速中性子に対して核分裂効率の良いプルトニウムを含むPMOX核燃料のプルトニウム富化度は10wt%以下であるから、転換比を向上させつつボイド反応度係数は正になりにくい。プルトニウム富化度が10wt%なら取出平均燃焼度は従来のABWR同等の40GWd/tを得ることができる。
燃料棒間隙が狭くなったことにより冷却水通路(49)の水が減る。ジルカロイ中空管列と制御棒上部延長ジルカロイ中空管列により漏洩水通路の水領域が減る。漏洩水流量が冷却材入口流量の10%以下であることにより漏洩水通路にもボイドが発生し液体の水の割合が減る。
冷却材入口流量は蒸気流量の1.5倍から2倍にしたため、燃料下端近くから早期に蒸気が発生し燃料上端ではボイド割合が大きくなるため減速材である水の割合が少なくなる。
上記諸工夫により減速材でもある水を除熱を損なわない範囲で減らせるため高速中性子割合を多くすることができプルトニウムの核分裂効率が高まり転換比向上に役立つ。
核燃料集合体の幾何形状・寸法・重量はABWR炉心に装荷できる範囲に制限するためABWR炉心構造の変更は殆どなく安く早く導入できる。ABWRは現在運転中であり、運転開始からの期間が短く残り寿命も比較的長いため導入が容易で導入後も長期間利用できる。
核燃料全長が短くなったため全重量は過度に重くならないから炉心支持にかかわる健全性を損なうことがない。被覆管半径が大きくなり、かつ燃料棒総数が増加したことにより燃料全長が短くなったことによる除熱面積の減少を補うことができる。
核燃料棒の下端に非濃縮ウラン酸化物を配したことにより、PMOX核燃料の燃焼減少による再処理後新規PMOX核燃料とした時重量不足になるのを補えると共に、非濃縮ウランは下端から漏洩する中性子を吸収してプルトニウムになるためプルトニウム不足も補える。非濃縮ウランはPMOX核燃料の燃焼減損相当分としたため再処理後に余分な核物質が生じない。二次的効果としては、下端の非濃縮ウラン酸化物も発熱するため未飽和温度で流入した水が過熱され飽和温度になり、ボイド発生高さが下になるため減速作用の高い液体の割合を少なくすることが期待できて転換比向上に役立つ。
高速中性子に対して核分裂効率の良いプルトニウムを含むPMOX核燃料のプルトニウム富化度は10wt%以下であるから、転換比を向上させつつボイド反応度係数は正になりにくい。プルトニウム富化度が10wt%なら取出平均燃焼度は従来のABWR同等の40GWd/tを得ることができる。
燃料棒間隙が狭くなったことにより冷却水通路(49)の水が減る。ジルカロイ中空管列と制御棒上部延長ジルカロイ中空管列により漏洩水通路の水領域が減る。漏洩水流量が冷却材入口流量の10%以下であることにより漏洩水通路にもボイドが発生し液体の水の割合が減る。
冷却材入口流量は蒸気流量の1.5倍から2倍にしたため、燃料下端近くから早期に蒸気が発生し燃料上端ではボイド割合が大きくなるため減速材である水の割合が少なくなる。
上記諸工夫により減速材でもある水を除熱を損なわない範囲で減らせるため高速中性子割合を多くすることができプルトニウムの核分裂効率が高まり転換比向上に役立つ。
核燃料集合体の幾何形状・寸法・重量はABWR炉心に装荷できる範囲に制限するためABWR炉心構造の変更は殆どなく安く早く導入できる。ABWRは現在運転中であり、運転開始からの期間が短く残り寿命も比較的長いため導入が容易で導入後も長期間利用できる。
現在運転中の原子炉であるABWRにおいて、取替え可能な核燃料集合体と制御棒以外に構造上の変更をすることなしに、再処理費用が安い増殖炉ともなり得る高転換比のABWR炉心が提供できた。
図5は本発明の補償型核燃料棒(131)の縦断面図である。補償型核燃料棒(131)はプルトニウム富化度が10wt%以下のPMOX核燃料ペレット(132)を200cm堆積したPMOX核燃料とその下端に非濃縮ウランの酸化物からなる補償核燃料ペレット(133)をPMOX核燃料長さの4%分の8cm堆積した補償核燃料とを内封している。
被覆管(41)の半径は0.69cmで、従来のABWRに装荷されていたものに比べてかなり太い。
図６は、本発明の補償型核燃料棒(131)を間隙0.108cmで9行9列に稠密に対面内側幅が13.4cmのチャンネルボックス(35)内に配列し水棒(70)は除いた本発明の補償型核燃料集合体(130)のみを15.4cmピッチで配置した例である。
図7は本発明の補償型核燃料集合体(130)と制御棒と反対側の漏洩水通路(52)の減速材である水を排除するようにジルカロイ中空管列(200)を配置した場合の炉心平面図である。ジルカロイ中空管列(200)の浮上防止には、ジルカロイ中空管列(200)頭部にバネを付け上部格子板(3)で押さえればよい。なお、上部格子板(3)を薄い板に交換できればジルカロイ中空管列(200)は配置せずにその分チャンネルボックス(35) の幅が広い補償型核燃料集合体(130)になるため9行9列のまま補償型核燃料棒(131)半径を0.69cmよりも更に太くするか、半径0.69cmよりも若干細い補償型核燃料棒(131)を10行10列に配列かすることができる。ただし、重量を変えないためにはPMOX核燃料長さを200cmよりも短くする。
図8は本発明の補償型核燃料集合体(130)とジルカロイ中空管列(200)と制御棒側の漏洩水通路(51)の減速材である水を排除するように制御棒(100)の中性子吸収材長さを200cmにしてその上部を制御棒上部延長ジルカロイ中空管列(300)とした本発明の増殖炉になり得る高転換炉ABWRの炉心平面図である。制御棒上部延長ジルカロイ中空管列(300)はジルカロイまたはステンレスの支柱により十字型に配列する。
本発明では漏洩水通路にジルカロイ中空管列(200)や制御棒上部延長ジルカロイ中空管列(300)があるため漏洩水通路で水が占める割合は少なく、かつ漏洩流量を炉心入口流量の10%以下にして漏洩水通路でもボイドを発生させるため中性子速度の減速は殆どない。
炉心入口流量を出口蒸気流量の約2倍とすれば上部出口のボイドは約90%程度になるため中性子速度の減速は殆どない。1.5倍以下では補償型核燃料棒(131)からの熱を余裕をもって除熱することが困難になる。
図9は仕様比較である。本発明の補償型核燃料集合体(130)は従来のABWR炉心に収まる。
図10は本発明の補償型核燃料集合体(130)においてPMOX核燃料のプルトニウム富化度が10wt%での無限増倍係数(kinf)のボイド依存性である。0Vは0%ボイド、40Vは40%ボイド、90Vは90%ボイドの略称である。炉心上部に当たる90%ボイドのkinfは燃焼が進んでも低くならない。プルトニウムが消費されてもプルトニウムが生成される割合が高いためである。このままでは高さ方向出力分布が上部で高くなり局所的除熱に問題が生じる可能性があるが、上部のプルトニウム富化度を低くすればkinfは下がり高さ方向出力分布が平坦化される。
図11は本発明の補償型核燃料集合体(130)においてPMOX核燃料のプルトニウム富化度が10wt%での累積転換比(BR)のボイド依存性である。炉心上部の高ボイド領域では減速材でもある液体の水が少ないため核分裂で生じた高速中性子は減速されにくいため高速中性子割合が多い。したがって、プルトニウムを効率よく核分裂させることができる。40%ボイド以上であれば転換比は1.0を超えている。炉心下部の0%ボイドでは1.0を若干下回るが、炉心上部の90%ボイドでは1.0を大幅に超えている為、補償型核燃料集合体(130)全体では転換比は1.0を超えている。
初期装荷核燃料のPMOX核燃料のプルトニウム富化度を10wt%とした場合、約4万MWd/tの取出時でもPMOX核燃料のプルトニウム富化度は約10wt%である。
約4万MWd/tの取出燃料のPMOX核燃料のウランとプルトニウムを主体とするアクチニド重量は初期重量に比べ約4wt%程減少している。再処理して再利用する場合重量が約4wt%不足する。それを補うために予め下端に劣化ウランまたは天然ウランの酸化物の補償核燃料を充填してある。燃料取出時にはこの補償核燃料にプルトニウムが約2wt%蓄積されている。プルトニウムに不足が生じても従来BWRで蓄積されていた取出燃料を再処理してプルトニウムを抽出したとしてもわずかな量ですむ。場合によっては本発明の補償型核燃料集合体(130)だけでプルトニウムは賄える。補償核燃料が多すぎると、再処理後のアクチニドが過剰となるため、過剰となったアクチニドを貯蔵や保管する必要が生じ電力コスト上昇の一因となる。
ナトリウム冷却高速増殖炉のようにプルトニウム富化度を20wt%にして取出燃焼度を約10万MWd/tにするのに対して、本発明の増殖炉になり得る高転換比のABWR炉心では取出燃焼度を従来ABWR相当に低く抑えたためにプルトニウム富化度を10wt%程度に低くできた。プルトニウムの親物質であるU238が多いためプルトニウムの生成割合が高くなり増殖が可能である。
冷却材喪失事故等で冷却材が減少しボイド発生量が増えた場合、プルトニウム富化度が低くU238が多いことは共鳴吸収効果によりkinfを低下させるためボイド反応度係数は負になり安全性が高い。更に10keV以上の中性子に対して（ 核分裂断面積 / 吸収断面積 ）がU238よりも大きいPu240とPu242はボイドが生じて中性子速度の速い割合が増えると核分裂割合が急激に増加する。プルトニウム富化度が低いことはPu240とPu242の割合が少ないことであるからボイド反応度係数を負に保つことが容易になる。
被覆管(41)の半径は0.69cmで、従来のABWRに装荷されていたものに比べてかなり太い。
図６は、本発明の補償型核燃料棒(131)を間隙0.108cmで9行9列に稠密に対面内側幅が13.4cmのチャンネルボックス(35)内に配列し水棒(70)は除いた本発明の補償型核燃料集合体(130)のみを15.4cmピッチで配置した例である。
図7は本発明の補償型核燃料集合体(130)と制御棒と反対側の漏洩水通路(52)の減速材である水を排除するようにジルカロイ中空管列(200)を配置した場合の炉心平面図である。ジルカロイ中空管列(200)の浮上防止には、ジルカロイ中空管列(200)頭部にバネを付け上部格子板(3)で押さえればよい。なお、上部格子板(3)を薄い板に交換できればジルカロイ中空管列(200)は配置せずにその分チャンネルボックス(35) の幅が広い補償型核燃料集合体(130)になるため9行9列のまま補償型核燃料棒(131)半径を0.69cmよりも更に太くするか、半径0.69cmよりも若干細い補償型核燃料棒(131)を10行10列に配列かすることができる。ただし、重量を変えないためにはPMOX核燃料長さを200cmよりも短くする。
図8は本発明の補償型核燃料集合体(130)とジルカロイ中空管列(200)と制御棒側の漏洩水通路(51)の減速材である水を排除するように制御棒(100)の中性子吸収材長さを200cmにしてその上部を制御棒上部延長ジルカロイ中空管列(300)とした本発明の増殖炉になり得る高転換炉ABWRの炉心平面図である。制御棒上部延長ジルカロイ中空管列(300)はジルカロイまたはステンレスの支柱により十字型に配列する。
本発明では漏洩水通路にジルカロイ中空管列(200)や制御棒上部延長ジルカロイ中空管列(300)があるため漏洩水通路で水が占める割合は少なく、かつ漏洩流量を炉心入口流量の10%以下にして漏洩水通路でもボイドを発生させるため中性子速度の減速は殆どない。
炉心入口流量を出口蒸気流量の約2倍とすれば上部出口のボイドは約90%程度になるため中性子速度の減速は殆どない。1.5倍以下では補償型核燃料棒(131)からの熱を余裕をもって除熱することが困難になる。
図9は仕様比較である。本発明の補償型核燃料集合体(130)は従来のABWR炉心に収まる。
図10は本発明の補償型核燃料集合体(130)においてPMOX核燃料のプルトニウム富化度が10wt%での無限増倍係数(kinf)のボイド依存性である。0Vは0%ボイド、40Vは40%ボイド、90Vは90%ボイドの略称である。炉心上部に当たる90%ボイドのkinfは燃焼が進んでも低くならない。プルトニウムが消費されてもプルトニウムが生成される割合が高いためである。このままでは高さ方向出力分布が上部で高くなり局所的除熱に問題が生じる可能性があるが、上部のプルトニウム富化度を低くすればkinfは下がり高さ方向出力分布が平坦化される。
図11は本発明の補償型核燃料集合体(130)においてPMOX核燃料のプルトニウム富化度が10wt%での累積転換比(BR)のボイド依存性である。炉心上部の高ボイド領域では減速材でもある液体の水が少ないため核分裂で生じた高速中性子は減速されにくいため高速中性子割合が多い。したがって、プルトニウムを効率よく核分裂させることができる。40%ボイド以上であれば転換比は1.0を超えている。炉心下部の0%ボイドでは1.0を若干下回るが、炉心上部の90%ボイドでは1.0を大幅に超えている為、補償型核燃料集合体(130)全体では転換比は1.0を超えている。
初期装荷核燃料のPMOX核燃料のプルトニウム富化度を10wt%とした場合、約4万MWd/tの取出時でもPMOX核燃料のプルトニウム富化度は約10wt%である。
約4万MWd/tの取出燃料のPMOX核燃料のウランとプルトニウムを主体とするアクチニド重量は初期重量に比べ約4wt%程減少している。再処理して再利用する場合重量が約4wt%不足する。それを補うために予め下端に劣化ウランまたは天然ウランの酸化物の補償核燃料を充填してある。燃料取出時にはこの補償核燃料にプルトニウムが約2wt%蓄積されている。プルトニウムに不足が生じても従来BWRで蓄積されていた取出燃料を再処理してプルトニウムを抽出したとしてもわずかな量ですむ。場合によっては本発明の補償型核燃料集合体(130)だけでプルトニウムは賄える。補償核燃料が多すぎると、再処理後のアクチニドが過剰となるため、過剰となったアクチニドを貯蔵や保管する必要が生じ電力コスト上昇の一因となる。
ナトリウム冷却高速増殖炉のようにプルトニウム富化度を20wt%にして取出燃焼度を約10万MWd/tにするのに対して、本発明の増殖炉になり得る高転換比のABWR炉心では取出燃焼度を従来ABWR相当に低く抑えたためにプルトニウム富化度を10wt%程度に低くできた。プルトニウムの親物質であるU238が多いためプルトニウムの生成割合が高くなり増殖が可能である。
冷却材喪失事故等で冷却材が減少しボイド発生量が増えた場合、プルトニウム富化度が低くU238が多いことは共鳴吸収効果によりkinfを低下させるためボイド反応度係数は負になり安全性が高い。更に10keV以上の中性子に対して（ 核分裂断面積 / 吸収断面積 ）がU238よりも大きいPu240とPu242はボイドが生じて中性子速度の速い割合が増えると核分裂割合が急激に増加する。プルトニウム富化度が低いことはPu240とPu242の割合が少ないことであるからボイド反応度係数を負に保つことが容易になる。
近年、炭酸ガス温室効果抑止としての原子力、石油高騰の抑止効果としての増殖炉が注目されだしている。
運転中ABWRの寿命は60年から100年ある。運転されている原子炉の改良なら導入しやすく、早く導入できるだろうから早期に成果がでる。
本発明のように交換を前提としている核燃料集合体程度の改良で増殖炉にできるなら早期の需要が見込める。取出燃焼度4万MWd/tは現行ABWR並である。ナトリウム冷却増殖炉の取出燃焼度は10万MWd/tと言われているが、ブランケットを含めると5万MWd/t程度に下がってしまう。ナトリウム冷却増殖炉ではプルトニウムの単独抽出ないし濃縮が必要だが、本発明ではプルトニウムの単独抽出ないし濃縮の必要はないかあっても軽微である。
運転中ABWRの寿命は60年から100年ある。運転されている原子炉の改良なら導入しやすく、早く導入できるだろうから早期に成果がでる。
本発明のように交換を前提としている核燃料集合体程度の改良で増殖炉にできるなら早期の需要が見込める。取出燃焼度4万MWd/tは現行ABWR並である。ナトリウム冷却増殖炉の取出燃焼度は10万MWd/tと言われているが、ブランケットを含めると5万MWd/t程度に下がってしまう。ナトリウム冷却増殖炉ではプルトニウムの単独抽出ないし濃縮が必要だが、本発明ではプルトニウムの単独抽出ないし濃縮の必要はないかあっても軽微である。
1は炉心支持板。
2は核燃料支持金具。
3は上部格子板。
30は従来の核燃料集合体。
31は核燃料棒。
32は上側結合板。
33は下側結合板。
34はスペーサ。
35はチャンネルボックス。
41は被覆管。
42は上部端栓。
43は下部端栓。
44は核燃料ペレット。
45はスプリング。
48は上部プレナム。
49は冷却水通路。
51は制御棒側の漏洩水通路。
52は制御棒と反対側の漏洩水通路。
70は水棒。
100は制御棒。
130は本発明の補償型核燃料集合体。
131は本発明の補償型核燃料棒。
132はPMOX核燃料ペレット。
133は補償核燃料ペレット。
200はジルカロイ中空管列。
300は制御棒上部延長ジルカロイ中空管列。
2は核燃料支持金具。
3は上部格子板。
30は従来の核燃料集合体。
31は核燃料棒。
32は上側結合板。
33は下側結合板。
34はスペーサ。
35はチャンネルボックス。
41は被覆管。
42は上部端栓。
43は下部端栓。
44は核燃料ペレット。
45はスプリング。
48は上部プレナム。
49は冷却水通路。
51は制御棒側の漏洩水通路。
52は制御棒と反対側の漏洩水通路。
70は水棒。
100は制御棒。
130は本発明の補償型核燃料集合体。
131は本発明の補償型核燃料棒。
132はPMOX核燃料ペレット。
133は補償核燃料ペレット。
200はジルカロイ中空管列。
300は制御棒上部延長ジルカロイ中空管列。
Claims (2)
- 半径が0.69cmの被覆管(41)にプルトニウム富化度が10wt%以下の全長200cmの PMOX核燃料と下端にPMOX核燃料全長の4%長さである8cmの劣化ウランまたは天然ウランの酸化物の補償核燃料とを内封する補償型核燃料棒(131)を対面内側幅が13.4cmのチャンネルボックス(35)の内に9行×9列に配列したことを特徴とする補償型核燃料集合体(130)。
- 請求項1の補償型核燃料集合体(130)を15.5cmピッチで装荷し、制御棒と反対側の漏洩水通路(52)中にジルカロイ中空管列(200)を配し、制御棒(100)の吸収材長さを200cmにした上部に制御棒上部延長ジルカロイ中空管列(300)を配したことを特徴とするABWR炉心。
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| JP2005125862A JP4800659B2 (ja) | 2005-04-25 | 2005-04-25 | 増殖炉になり得る高転換比のａｂｗｒ炉心 |
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2005
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