JP5006233B2 - トリウム系核燃料を用いた増殖可能な核燃料集合体。 - Google Patents
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Description
本発明は、BWR（沸騰水型原子炉）の炉心に装荷せる核燃料集合体に関する。
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。
図３は従来の核燃料棒（３１）の縦断面図である。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。
図４は、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）と制御棒（１００）を配置せる部分的炉心平面図である。原子炉の炉心では、核燃料集合体（３０）は制御棒側の漏洩材通路（５１）と制御棒と反対側の漏洩材通路（５2）を挟んで格子状に配列されている。核燃料棒（３１）の間は冷却材通路（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。隣接せる制御棒（１００）間の距離Lは、原子炉製造時点で決定されていて原子炉のなんらかの改造の必要性が生じても変えることはほとんどできない。
：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。
図３は従来の核燃料棒（３１）の縦断面図である。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。
図４は、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）と制御棒（１００）を配置せる部分的炉心平面図である。原子炉の炉心では、核燃料集合体（３０）は制御棒側の漏洩材通路（５１）と制御棒と反対側の漏洩材通路（５2）を挟んで格子状に配列されている。核燃料棒（３１）の間は冷却材通路（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。隣接せる制御棒（１００）間の距離Lは、原子炉製造時点で決定されていて原子炉のなんらかの改造の必要性が生じても変えることはほとんどできない。
原子炉の炉心はアクチニドを核燃料としている。アクチニドはアクチノイドのうち、アクチニウムを除いた元素の総称である。アクチノイドは、原子番号８９のアクチニウムから１０３のロレンシウムまでの１５の元素の総称である。従来の核燃料棒（３１）の核燃料ペレット（４４）には、アクチニドの仲間である原子番号９２のウランの内、核分裂し易いウラン２３５（U235）が５％程度に濃縮され残り９５％は熱中性子に対して核分裂しないウラン２３８（U238）からなる濃縮ウランの酸化物を充填していた。
近年、環境問題から温室ガスの排出がない原子力発電が見直されウラン鉱石価格の高騰が問題になってきた。
ウランから転換して生成されるプルトニウム（Pu）を介してウランを効率的に燃焼させる原子炉は、Puが核兵器に利用される恐れがあるとして今後、開発に国際的規制がかけられる恐れがあり、開発に慎重にならざるを得ない。また、原子力による発電が実施されてきた結果、Puを多く内蔵せる使用済み核燃料集合体（３０）の累積数が膨大になっている。特に、プルトニウム(Pu)の処置に問題が出てきた。
近年、環境問題から温室ガスの排出がない原子力発電が見直されウラン鉱石価格の高騰が問題になってきた。
ウランから転換して生成されるプルトニウム（Pu）を介してウランを効率的に燃焼させる原子炉は、Puが核兵器に利用される恐れがあるとして今後、開発に国際的規制がかけられる恐れがあり、開発に慎重にならざるを得ない。また、原子力による発電が実施されてきた結果、Puを多く内蔵せる使用済み核燃料集合体（３０）の累積数が膨大になっている。特に、プルトニウム(Pu)の処置に問題が出てきた。
アクチニドの一つに核分裂性物質であるウラン233（U233）がある。U233はアクチニドの一つである原子番号９０のトリウム(Th)から転換されて生成される。Thは鉱石原価が安くかつ大量にある。ThやU233からはアクチニドの仲間であるプルトアクチニウム（Pa）やウラン２３２（U232）やU235と言った雑アクチニド（ThとU233以外のアクチニド）も生成される。
図５は、核分裂性物質であるU233の核分裂の効率のよしあしの目安となるη（核物質に吸収される中性子１個当りの放出される核分裂中性子数）に関する中性子速度の運動エネルギー（以降、単に中性子エネルギーと呼ぶ）依存性を示した図である（非特許文献２）。U233のηは中性子エネルギーにかかわらず高い値を示し効率よく核分裂する。U233とThを核燃料とした原子炉は、増殖炉もしくは増殖はしないが核分裂性物質が１個消費されるごとに生じる核分裂性物質の数の比である転換比が１．０に近い高転換比原子炉にすることができると考えられる。
現行BWRの炉心を長い開発期間と多大のコストをかけることなく改良し、核燃料としてPuを装荷する増殖炉もしくは高転換比原子炉を目指した低減速スペクトル炉（短縮して低減速炉）（非特許文献３）が注目され出している。低減速炉のように核燃料を稠密に内蔵した原子炉の核燃料としてU233とThを用い増殖炉もしくは高転換比原子炉にできれば、核兵器にかかわる規制が少なく燃料コストの安い原子力発電を実施できる。
U233は天然にはないから、高濃縮ウランをThに添加して生成する。当該使用済み核燃料に含まれる処理し易い気体核分裂生成物、液体核分裂生成物を分離破棄し、残ったThとU233と雑アクチニドと固体核分裂生成物は分離せずに核燃料として再利用する。Thの酸化物を主成分としてThから転換したU233の酸化物を含む混合酸化物を今後TMOXと呼ぶ。
熱中性子を吸収して反応度を低下させる固体核分裂生成物の影響を小さくするために核燃料を稠密に内蔵した原子炉の炉心にする。現行のBWRの炉心構造を大幅に変更せずに核燃料を稠密に内蔵した原子炉の炉心を実現するために、核燃料集合体（３０）を改良して現行のBWRの炉心に装荷する。なお、再処理費用は高くなるが高濃縮ウランをThに添加した当該核燃料の使用済み核燃料からU233のみを抽出してThを主成分としたU233含有の核燃料とすることもできる。
U233富化度が２％から５％のTMOXを主成分として雑アクチニドの酸化物の他に固体の核分裂生成物を含む所の直径が1cmから1.3cmのトリウム系核燃料ペレット（１３２）を太径被覆管（１０４１）に堆積充填する。その際、上部のトリウム系核燃料ペレット（１３２）程富化度を高くし、最下部にはThの酸化物に高濃縮ウランの酸化物を添加した高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット（１３３）を堆積充填したトリウム系核燃料棒（１３１）多数本を稠密に間隙が1mm〜1.3mmに正方形に配列してなるトリウム系核燃料集合体（１３０）を軽水冷却のBWRの炉心に装荷する。
図6は、U233の核分裂断面積に関する中性子エネルギー依存性を示した図である。捕獲断面積は核分裂断面積に比べて小さいため出力挙動は核分裂断面積挙動でほぼ決まってしまう。核分裂断面積は数eVを境にして中性子エネルギーが増加すると単調に小さくなっていく。
核燃料を稠密に内蔵した原子炉の炉心の中性子束は従来の熱中性子炉に比べて1eVから10eVの範囲で大きいため、核分裂断面積と中性子束の積に比例する核分裂する割合は1eVから10eVの範囲からの寄与が大きい。
U233を核燃料として稠密に内蔵した原子炉の炉心において冷却材喪失事故等によりボイドが発生すると中性子束は10eV近傍で減少し10eVよりも高いエネルギーの方で増大するため、核分裂反応は低下する。したがって、ボイド反応度係数は大きな負になる。
原子炉停止余裕を確保するためには、10eV以下の中性子エネルギーでの捕獲断面積が大きい可燃性毒物であるガドリニウムを核燃料棒の中やチャンネルボックス（３５）に付帯せしめることが有効である。
BWRの炉心での冷却材は、下端ではボイドがゼロの液体から上端ではボイドが６０％以上にもなる２相流になっている。核燃料ペレットの直径を1.2cm近傍にしてU233の富化度を３％近傍にするとkinfが高いと共に転換比も高くなるが、ボイドが少なく液体の多い下部ではkinfが大きくなりすぎるためU233富化度を下げ、ボイドが多く液体の少ない上部ではkinfが小さくなりすぎるためU233富化度を上げる。燃焼を長期間維持するためにU233が不足な場合を考慮して、トリウム系核燃料棒（１３１）の最下部にThの酸化物に高濃縮ウランの酸化物を添加した高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット（１３３）を堆積充填する。
要約すると、ThにU233が２％から５％富化されたる混合酸化物のTMOXを主成分とするアクチニドの酸化物に１０％以下の固体の核分裂生成物を含む所の直径が1.1cmから1.3cmのトリウム系核燃料ペレット（１３２）を太径被覆管（１０４１）に上部程U233富化度を高めて堆積充填せしめ最下部にはThの酸化物に高濃縮ウランの酸化物を添加した高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット（１３３）を堆積充填せしめたことを特徴とするトリウム系核燃料棒（１３１）及び当該トリウム系核燃料棒（１３１）多数本を間隙が1mm〜1.3mmに正方形に配列したことを特徴とするトリウム系核燃料集合体（１３０）をBWRの炉心に導入しPuの生成が少ない原子炉にする。
中心のホウ素化チタン芯（１１３）をチタンまたはニッケル基合金の外鞘（１１２）で被覆したホウ素化チタン制御棒（１０１）をBWRの炉心に導入し、原子炉の制御性能を維持しつつPuの生成が少ない原子炉にする。
ホウ素化チタン制御棒（１０１）の周りに、トリウム系核燃料集合体（１３０）の制御棒側チャンネルボックス片側に制御棒中央側パッド（１４１）と上部格子板側パッド（１４２）を付帯せしめた４体の当該トリウム系核燃料集合体（１３０）を回転対称に配置し軽水冷却BWR炉心の耐震性を維持しつつPuの生成が少ない原子炉にする。
制御棒中央側パッド（１４１）と上部格子板側パッド（１４２）との最短距離を若干下回った長さの中性子吸収材を内蔵せる分割制御棒翼（２０２）４枚を下端で分割制御棒翼底部結合板（２０２）によって結合しチャンネルボックス（３５）上端を越えて上に動くことができることを特徴とする4分割制御棒（２０１）をBWRの炉心に導入し、原子炉の制御性能を維持しつつPuの生成が少ない原子炉にする。
直径が1.1cmから1.3cmのトリウム系核燃料ペレット（１３２）を長さ260cm以下に堆積充填したトリウム系核燃料棒（１３１）の多数本を間隙が1mm〜1.3mmに正方形に配列したるトリウム系核燃料集合体（１３０）におけるスペーサ（３４）の位置を、堆積充填せるトリウム系核燃料ペレット（１３２）の中央部高さと堆積充填せるトリウム系核燃料ペレット（１３２）の上端直上との２箇所に位置させると冷却水循環ポンプの負担が少なく、U233転換効率の良いPuの生成が少ない原子炉になる。
トリウム系核燃料ペレット（１３２）は、高濃縮ウランの酸化物やPuとウランの混合酸化物からなる核燃料ペレットでもよく、トリウム系核燃料棒（１３１）は高濃縮ウランの酸化物やPuとウランの混合酸化物からなる核燃料ペレットを充填した核燃料棒でもよく、トリウム系核燃料集合体（１３０）は高濃縮ウランの酸化物やPuとウランの混合酸化物からなる核燃料ペレットを充填した核燃料棒を多数本正方形に配列させたる核燃料集合体でもよい。
したがって、直径が1.1cmから1.3cmの核燃料からなる核燃料ペレットを長さ260cm以下に被覆管の中に堆積充填した核燃料棒の多数本を間隙が1mm〜1.3mmに正方形に配列するスペーサ（３４）の位置を、堆積充填せる核燃料ペレットの中央部高さと堆積充填せる核燃料ペレットの上端直上との２箇所に位置させたことを特徴とせる核燃料集合体を装荷した軽水冷却BWRの炉心は、冷却水循環ポンプの負担が少なく中性子吸収の無駄が少ない原子炉になる。
：1964年,CONSULTANTS BUREAU,Abagyan,"Group Constants For Nuclear Reactor Calculations" ：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」。
図５は、核分裂性物質であるU233の核分裂の効率のよしあしの目安となるη（核物質に吸収される中性子１個当りの放出される核分裂中性子数）に関する中性子速度の運動エネルギー（以降、単に中性子エネルギーと呼ぶ）依存性を示した図である（非特許文献２）。U233のηは中性子エネルギーにかかわらず高い値を示し効率よく核分裂する。U233とThを核燃料とした原子炉は、増殖炉もしくは増殖はしないが核分裂性物質が１個消費されるごとに生じる核分裂性物質の数の比である転換比が１．０に近い高転換比原子炉にすることができると考えられる。
現行BWRの炉心を長い開発期間と多大のコストをかけることなく改良し、核燃料としてPuを装荷する増殖炉もしくは高転換比原子炉を目指した低減速スペクトル炉（短縮して低減速炉）（非特許文献３）が注目され出している。低減速炉のように核燃料を稠密に内蔵した原子炉の核燃料としてU233とThを用い増殖炉もしくは高転換比原子炉にできれば、核兵器にかかわる規制が少なく燃料コストの安い原子力発電を実施できる。
U233は天然にはないから、高濃縮ウランをThに添加して生成する。当該使用済み核燃料に含まれる処理し易い気体核分裂生成物、液体核分裂生成物を分離破棄し、残ったThとU233と雑アクチニドと固体核分裂生成物は分離せずに核燃料として再利用する。Thの酸化物を主成分としてThから転換したU233の酸化物を含む混合酸化物を今後TMOXと呼ぶ。
熱中性子を吸収して反応度を低下させる固体核分裂生成物の影響を小さくするために核燃料を稠密に内蔵した原子炉の炉心にする。現行のBWRの炉心構造を大幅に変更せずに核燃料を稠密に内蔵した原子炉の炉心を実現するために、核燃料集合体（３０）を改良して現行のBWRの炉心に装荷する。なお、再処理費用は高くなるが高濃縮ウランをThに添加した当該核燃料の使用済み核燃料からU233のみを抽出してThを主成分としたU233含有の核燃料とすることもできる。
U233富化度が２％から５％のTMOXを主成分として雑アクチニドの酸化物の他に固体の核分裂生成物を含む所の直径が1cmから1.3cmのトリウム系核燃料ペレット（１３２）を太径被覆管（１０４１）に堆積充填する。その際、上部のトリウム系核燃料ペレット（１３２）程富化度を高くし、最下部にはThの酸化物に高濃縮ウランの酸化物を添加した高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット（１３３）を堆積充填したトリウム系核燃料棒（１３１）多数本を稠密に間隙が1mm〜1.3mmに正方形に配列してなるトリウム系核燃料集合体（１３０）を軽水冷却のBWRの炉心に装荷する。
図6は、U233の核分裂断面積に関する中性子エネルギー依存性を示した図である。捕獲断面積は核分裂断面積に比べて小さいため出力挙動は核分裂断面積挙動でほぼ決まってしまう。核分裂断面積は数eVを境にして中性子エネルギーが増加すると単調に小さくなっていく。
核燃料を稠密に内蔵した原子炉の炉心の中性子束は従来の熱中性子炉に比べて1eVから10eVの範囲で大きいため、核分裂断面積と中性子束の積に比例する核分裂する割合は1eVから10eVの範囲からの寄与が大きい。
U233を核燃料として稠密に内蔵した原子炉の炉心において冷却材喪失事故等によりボイドが発生すると中性子束は10eV近傍で減少し10eVよりも高いエネルギーの方で増大するため、核分裂反応は低下する。したがって、ボイド反応度係数は大きな負になる。
原子炉停止余裕を確保するためには、10eV以下の中性子エネルギーでの捕獲断面積が大きい可燃性毒物であるガドリニウムを核燃料棒の中やチャンネルボックス（３５）に付帯せしめることが有効である。
BWRの炉心での冷却材は、下端ではボイドがゼロの液体から上端ではボイドが６０％以上にもなる２相流になっている。核燃料ペレットの直径を1.2cm近傍にしてU233の富化度を３％近傍にするとkinfが高いと共に転換比も高くなるが、ボイドが少なく液体の多い下部ではkinfが大きくなりすぎるためU233富化度を下げ、ボイドが多く液体の少ない上部ではkinfが小さくなりすぎるためU233富化度を上げる。燃焼を長期間維持するためにU233が不足な場合を考慮して、トリウム系核燃料棒（１３１）の最下部にThの酸化物に高濃縮ウランの酸化物を添加した高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット（１３３）を堆積充填する。
要約すると、ThにU233が２％から５％富化されたる混合酸化物のTMOXを主成分とするアクチニドの酸化物に１０％以下の固体の核分裂生成物を含む所の直径が1.1cmから1.3cmのトリウム系核燃料ペレット（１３２）を太径被覆管（１０４１）に上部程U233富化度を高めて堆積充填せしめ最下部にはThの酸化物に高濃縮ウランの酸化物を添加した高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット（１３３）を堆積充填せしめたことを特徴とするトリウム系核燃料棒（１３１）及び当該トリウム系核燃料棒（１３１）多数本を間隙が1mm〜1.3mmに正方形に配列したことを特徴とするトリウム系核燃料集合体（１３０）をBWRの炉心に導入しPuの生成が少ない原子炉にする。
中心のホウ素化チタン芯（１１３）をチタンまたはニッケル基合金の外鞘（１１２）で被覆したホウ素化チタン制御棒（１０１）をBWRの炉心に導入し、原子炉の制御性能を維持しつつPuの生成が少ない原子炉にする。
ホウ素化チタン制御棒（１０１）の周りに、トリウム系核燃料集合体（１３０）の制御棒側チャンネルボックス片側に制御棒中央側パッド（１４１）と上部格子板側パッド（１４２）を付帯せしめた４体の当該トリウム系核燃料集合体（１３０）を回転対称に配置し軽水冷却BWR炉心の耐震性を維持しつつPuの生成が少ない原子炉にする。
制御棒中央側パッド（１４１）と上部格子板側パッド（１４２）との最短距離を若干下回った長さの中性子吸収材を内蔵せる分割制御棒翼（２０２）４枚を下端で分割制御棒翼底部結合板（２０２）によって結合しチャンネルボックス（３５）上端を越えて上に動くことができることを特徴とする4分割制御棒（２０１）をBWRの炉心に導入し、原子炉の制御性能を維持しつつPuの生成が少ない原子炉にする。
直径が1.1cmから1.3cmのトリウム系核燃料ペレット（１３２）を長さ260cm以下に堆積充填したトリウム系核燃料棒（１３１）の多数本を間隙が1mm〜1.3mmに正方形に配列したるトリウム系核燃料集合体（１３０）におけるスペーサ（３４）の位置を、堆積充填せるトリウム系核燃料ペレット（１３２）の中央部高さと堆積充填せるトリウム系核燃料ペレット（１３２）の上端直上との２箇所に位置させると冷却水循環ポンプの負担が少なく、U233転換効率の良いPuの生成が少ない原子炉になる。
トリウム系核燃料ペレット（１３２）は、高濃縮ウランの酸化物やPuとウランの混合酸化物からなる核燃料ペレットでもよく、トリウム系核燃料棒（１３１）は高濃縮ウランの酸化物やPuとウランの混合酸化物からなる核燃料ペレットを充填した核燃料棒でもよく、トリウム系核燃料集合体（１３０）は高濃縮ウランの酸化物やPuとウランの混合酸化物からなる核燃料ペレットを充填した核燃料棒を多数本正方形に配列させたる核燃料集合体でもよい。
したがって、直径が1.1cmから1.3cmの核燃料からなる核燃料ペレットを長さ260cm以下に被覆管の中に堆積充填した核燃料棒の多数本を間隙が1mm〜1.3mmに正方形に配列するスペーサ（３４）の位置を、堆積充填せる核燃料ペレットの中央部高さと堆積充填せる核燃料ペレットの上端直上との２箇所に位置させたことを特徴とせる核燃料集合体を装荷した軽水冷却BWRの炉心は、冷却水循環ポンプの負担が少なく中性子吸収の無駄が少ない原子炉になる。
：1964年,CONSULTANTS BUREAU,Abagyan,"Group Constants For Nuclear Reactor Calculations" ：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」。
現行BWRの炉心の構造を大幅に変えることなく核燃料集合体（３０）と制御棒（１００）の改造のみで、TMOXを核燃料として稠密に内蔵した核燃料集合体を装荷した原子炉の炉心にしPuが生成され難い原子炉にすることができるから、現行BWRの炉心へバックフィットすると同時にPuを発生させ難い原子炉として輸出できる。
U233の親物質であるThはU238同様に中性子吸収作用が強くボイド反応度係数も負である。中性子を吸収したThはU233に転換する。U233の核分裂断面積は数eVを境にして中性子エネルギーが高くなるに連れて低下するためボイド反応度係数を負にする性質が強い。したがって、U233とThを核燃料とする原子炉の炉心はボイド反応度係数が負であるため冷却材喪失事故等で冷却材が減少しボイドが増えた場合にも安全性が高い。U233のηは、ほぼ全エネルギーに亘って２．０以上であるため、中性子吸収により核分裂を伴う燃焼をしても中性子を余分に発生させるため、余分な中性子をThに吸収させU233に転換させることができるため増殖炉となり得る。
従来のU233とThを核燃料とする増殖炉は、中性子吸収作用が小さいと同時に中性子減速作用が大きい重水を冷却材として熱中性子を利用していた。しかし、重水は放射性物質であるトリチウムを発生させるため環境への配慮が必要なこと並びに重水が水素爆弾関連物質またはPu製造関連物質であるため取り扱いに配慮が必要であり、BWRの炉心での利用は困難である。
本発明のトリウム系核燃料集合体（１３０）は、直径の太い核燃料ペレットを採用したトリウム系核燃棒（１３１）の配列間隙を狭めたことにより軽水の通る冷却材通路（４９）を減少させたから、中性子吸収作用が比較的大きい軽水の割合が減り中性子はその分Thに吸収されU233へ転換される割合が高まった。更に、減速材でもある軽水の割合が減ったことは高速中性子割合を増加させるため核分裂生成物によって吸収されていた熱中性子の吸収割合が減り中性子はその分Thに吸収されU233へ転換される割合が高まった。制御棒と反対側の漏洩材通路（５２）までチャンネルボックス（３５）を広げて軽水の割合を減少させたため中性子吸収割合が減った結果、余った中性子はThに吸収されU233へ転換される割合が高まった。
U233の富化度を３％近傍にするとkinfが高いと共に転換比も高いから、U233の富化度の下限を２％とし上限を５％にして上部ほどU233の富化度を高くするとkinfの高さ方向分布が平坦化され出力分布が平坦化される。核燃料棒の健全性上、線出力密度には上限があるため、局所的に線出力密度が高くなると所定の原子炉出力が得られない恐れがある。出力分布が平坦化されていれば線出力密度も平坦化され核燃料棒の長さ方向に満遍なく出力を発生させることができ所定の原子炉出力を得やすくなる。
本炉心では高速中性子が多く熱中性子は少ないため、固体状核分裂生成物が核燃料中に含まれていても大きな問題とはならない。アクチニドの酸化物と固体状核分裂生成物とを分離せずに核燃料としたトリウム系核燃料ペレット（１３２）を核燃料として使用できるため、使用済み核燃料の再処理が簡素になりコストが低減できる。
燃焼によるTMOXの減少を、Thの酸化物に高濃縮ウランの酸化物を添加した高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット（１３３）をトリウム系核燃棒（１３１）最下部に追加堆積充填して補うため、U233を分離抽出する新たな再処理工程が不要になりTMOXを核燃料とした炉心にしても大きなコスト上昇とはならない。
4分割制御棒（２０１）をBWRの炉心に導入すると、燃料集合体１体の重量を従来相当にしたトリウム系核燃料集合体（１３０）の核燃料部の長さは260cm程度であるから、従来のBWRの炉心に導入しても上に引き抜くことができる。挿入は自重落下が可能になり、動力がなくなっても制御棒が原子炉の炉心に挿入され原子炉を更に確実に停止させやすくなる。
直径が1.1cmから1.3cmのトリウム系核燃料ペレット（１３２）を長さ260cm以下に堆積充填した太くて短いトリウム系核燃料棒（１３１）は、振動し難く曲がり難くもあるから、堆積充填せるトリウム系核燃料ペレット（１３２）の中央部高さに位置させたる中央スペーサ（１３６）と上端直上に位置させたる上端スペーサ（１３７）との２箇所に位置させたるスペーサで多数本のトリウム系核燃料棒（１３１）の間隙を1mm〜1.3mmに正方形に配列したるトリウム系核燃料集合体（１３０）にすることができる。
トリウム系核燃料棒（１３１）を太くしたにもかかわらず間隙を1mm〜1.3mmに狭く配列したため、従来のBWRの炉心で固定されている隣接せる制御棒（１００）間の距離をLとして L/2=15.5cmの中に納まるトリウム系核燃料棒（１３１）の本数が増加でき、核燃料の重量を従来相当に維持するとトリウム系核燃料ペレット（１３２）の数は少なく堆積充填されて全長は短くなるからスペーサ（３４）数を減らすことができる。その結果、スペーサ（３４）数に比例する冷却水の圧力損失が減らせて循環ポンプの負担を少なくすることができると共に、スペーサ（３４）数に比例する中性子吸収割合が減ってU233富化度を軽減することができる。核燃料ペレットが存在する箇所には実質スペーサ（３４）数が一箇所であるため中性子吸収割合が極端に減る。
U233の親物質であるThはU238同様に中性子吸収作用が強くボイド反応度係数も負である。中性子を吸収したThはU233に転換する。U233の核分裂断面積は数eVを境にして中性子エネルギーが高くなるに連れて低下するためボイド反応度係数を負にする性質が強い。したがって、U233とThを核燃料とする原子炉の炉心はボイド反応度係数が負であるため冷却材喪失事故等で冷却材が減少しボイドが増えた場合にも安全性が高い。U233のηは、ほぼ全エネルギーに亘って２．０以上であるため、中性子吸収により核分裂を伴う燃焼をしても中性子を余分に発生させるため、余分な中性子をThに吸収させU233に転換させることができるため増殖炉となり得る。
従来のU233とThを核燃料とする増殖炉は、中性子吸収作用が小さいと同時に中性子減速作用が大きい重水を冷却材として熱中性子を利用していた。しかし、重水は放射性物質であるトリチウムを発生させるため環境への配慮が必要なこと並びに重水が水素爆弾関連物質またはPu製造関連物質であるため取り扱いに配慮が必要であり、BWRの炉心での利用は困難である。
本発明のトリウム系核燃料集合体（１３０）は、直径の太い核燃料ペレットを採用したトリウム系核燃棒（１３１）の配列間隙を狭めたことにより軽水の通る冷却材通路（４９）を減少させたから、中性子吸収作用が比較的大きい軽水の割合が減り中性子はその分Thに吸収されU233へ転換される割合が高まった。更に、減速材でもある軽水の割合が減ったことは高速中性子割合を増加させるため核分裂生成物によって吸収されていた熱中性子の吸収割合が減り中性子はその分Thに吸収されU233へ転換される割合が高まった。制御棒と反対側の漏洩材通路（５２）までチャンネルボックス（３５）を広げて軽水の割合を減少させたため中性子吸収割合が減った結果、余った中性子はThに吸収されU233へ転換される割合が高まった。
U233の富化度を３％近傍にするとkinfが高いと共に転換比も高いから、U233の富化度の下限を２％とし上限を５％にして上部ほどU233の富化度を高くするとkinfの高さ方向分布が平坦化され出力分布が平坦化される。核燃料棒の健全性上、線出力密度には上限があるため、局所的に線出力密度が高くなると所定の原子炉出力が得られない恐れがある。出力分布が平坦化されていれば線出力密度も平坦化され核燃料棒の長さ方向に満遍なく出力を発生させることができ所定の原子炉出力を得やすくなる。
本炉心では高速中性子が多く熱中性子は少ないため、固体状核分裂生成物が核燃料中に含まれていても大きな問題とはならない。アクチニドの酸化物と固体状核分裂生成物とを分離せずに核燃料としたトリウム系核燃料ペレット（１３２）を核燃料として使用できるため、使用済み核燃料の再処理が簡素になりコストが低減できる。
燃焼によるTMOXの減少を、Thの酸化物に高濃縮ウランの酸化物を添加した高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット（１３３）をトリウム系核燃棒（１３１）最下部に追加堆積充填して補うため、U233を分離抽出する新たな再処理工程が不要になりTMOXを核燃料とした炉心にしても大きなコスト上昇とはならない。
4分割制御棒（２０１）をBWRの炉心に導入すると、燃料集合体１体の重量を従来相当にしたトリウム系核燃料集合体（１３０）の核燃料部の長さは260cm程度であるから、従来のBWRの炉心に導入しても上に引き抜くことができる。挿入は自重落下が可能になり、動力がなくなっても制御棒が原子炉の炉心に挿入され原子炉を更に確実に停止させやすくなる。
直径が1.1cmから1.3cmのトリウム系核燃料ペレット（１３２）を長さ260cm以下に堆積充填した太くて短いトリウム系核燃料棒（１３１）は、振動し難く曲がり難くもあるから、堆積充填せるトリウム系核燃料ペレット（１３２）の中央部高さに位置させたる中央スペーサ（１３６）と上端直上に位置させたる上端スペーサ（１３７）との２箇所に位置させたるスペーサで多数本のトリウム系核燃料棒（１３１）の間隙を1mm〜1.3mmに正方形に配列したるトリウム系核燃料集合体（１３０）にすることができる。
トリウム系核燃料棒（１３１）を太くしたにもかかわらず間隙を1mm〜1.3mmに狭く配列したため、従来のBWRの炉心で固定されている隣接せる制御棒（１００）間の距離をLとして L/2=15.5cmの中に納まるトリウム系核燃料棒（１３１）の本数が増加でき、核燃料の重量を従来相当に維持するとトリウム系核燃料ペレット（１３２）の数は少なく堆積充填されて全長は短くなるからスペーサ（３４）数を減らすことができる。その結果、スペーサ（３４）数に比例する冷却水の圧力損失が減らせて循環ポンプの負担を少なくすることができると共に、スペーサ（３４）数に比例する中性子吸収割合が減ってU233富化度を軽減することができる。核燃料ペレットが存在する箇所には実質スペーサ（３４）数が一箇所であるため中性子吸収割合が極端に減る。
現在運転中のBWRの炉心において、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、再処理費用が安く高転換比が期待でき、かつ核拡散問題に有利なBWR炉心が提供できた。
図７は本発明のトリウム系核燃料棒（１３１）の縦断面図である。トリウム系核燃料棒（１３１）は、Thに U233が２％から５％富化されたる混合酸化物のTMOXを主成分とするアクチニドの酸化物に１０％以下の固体の核分裂生成物を含む所の直径が1.1cmから1.3cmのトリウム系核燃料ペレット（１３２）を太径被覆管（１０４１）に堆積充填してなる。上部にはU233の富化度が高いU233高富化度トリウム系核燃料ペレット（１３４）を堆積充填し、大部分の中央部にはU233の富化度が中程度のトリウム系核燃料ペレット（１３２）を堆積充填し、最下部にはThの酸化物に高濃縮ウランの酸化物を添加した高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット（１３３）を堆積充填してなる。
天然には存在しないU233を得るには、ThにU235を添加した核燃料を燃焼させThの１部をU233に転換する。当該使用済み核燃料を再処理してU233を抽出するのがすぐに思い浮かぶが、再処理コストが高いと考えられる。そこで、当該使用済み核燃料から気体状核分裂生成物と液体状核分裂生成物を除去するだけの簡易再処理（TMOXを主成分として雑アクチニドも含むアクチニドの酸化物の他に非アクチニドの固体状核分裂生成物が１０％程度含有されていてもよい。鉄の様な強磁性体は磁石で容易に分離できるし、軽元素は浮遊選鉱で、低融点元素は昇温で容易に除去できるから５％以下にはできると考えられる。）をすればTMOXを主成分とする核燃料として再利用できる。特に、Paは自然崩壊してU233になるから無駄ではない。若干量の高濃縮ウランを追加してゆけば何サイクルにも亘って運転することができる。
BWRの炉心の核燃料棒の寿命は4万MWd/t程度である。燃焼度が4万MWd/tになると核燃料のTMOX重量は初装荷核燃料のTMOX重量の４％程度減少するから、使用済み核燃料中のTMOX重量は初装荷核燃料のTMOX重量の９６％程度であり、核燃料そのものとしては新品同様である。TMOX主体のアクチニドの酸化物に若干の非アクチニドの固体状核分裂生成物を含有せる固体を加工してトリウム系核燃料ペレット（１３２）にする。簡易再処理の繰り返しにより過多になった非アクチニドの固体状核分裂生成物の除去や加工途中の喪失等があってもトリウム系核燃料ペレット（１３２）の総重量（TMOX主体のアクチニドの酸化物＋非アクチニドの固体状核分裂生成物）は初装荷核燃料総重量の９０％程度はある。非アクチニドの固体状核分裂生成物が１０％以下であれば核燃料として再利用できる。
初装荷核燃料総重量の不足分は、Thの酸化物に高濃縮ウランの酸化物を添加して補う。すなわち、トリウム系核燃料棒（１３１）の最下部に高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット（１３２）を堆積充填する。例えば、２０％濃縮ウランをThに１０％添加すると核分裂性物質のU235を２％程度添加したことになる。
トリウム系核燃料集合体（１３０）の重量を従来の燃料集合体１体の重量相当にした場合の核燃料部の長さは260cm程度であり、取出燃焼度が4万MWd/tになったTMOX重量は初装荷核燃料のTMOX重量の４％程度減少の９６％になる。この減少分は高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット（１３２）を260cmｘ0.04=10.4cm堆積充填して補えばよいことになる。
図８はトリウム系核燃料棒（１３１）多数本を1mmから1.3mmの間隙に正方形に配列してなる本発明のトリウム系核燃料集合体（１３０）の平面図である。従来の水棒（７０）は除去し代わりにトリウム系核燃料棒（１３１）を配置した。直径が1.1cm以上の太いペレットを太径被覆管（１０４１）に充填してなるトリウム系核燃料棒（１３１）を稠密に配列したことにより、被覆管の間隙を占める冷却材通路（４９）の面積を減少させた。中性子吸収作用が比較的大きい軽水の割合が減り中性子はその分Thに吸収されU233へ転換される割合が高まった。更に、減速材でもある軽水の割合が減ったことは高速中性子割合を増加させるため核分裂生成物によって吸収されていた熱中性子の吸収割合が減り中性子はその分Thに吸収されU233へ転換される割合が高まった。
図９は、スペーサ（３４）が位置していない高さでの本発明のトリウム系核燃料集合体（１３０）と本発明のホウ素化チタン制御棒（１０１）を配置せる部分的炉心平面図である。ホウ素化チタン（TiB2）からなるホウ素化チタン芯（１１３）を中心にして外表面をチタンまたはニッケル合金の外鞘（１１２）で被覆したことを特徴とするホウ素化チタン制御棒（１０１）の周りに上記トリウム系核燃料集合体（１３０）４体を配置した。図中A、B、C、D、E、Fは後に出てくる図での核燃料集合体との位置関係を対応させるためである。
制御棒中心間長さLを従来のBWRの炉心での長さに維持できる範囲内でチャンネルボックス（３５）を広げたため、制御棒側の漏洩材通路（５１）面積と制御棒と反対側の漏洩材通路（５２）面積とを減少させた。その分減速材でもある水の占有割合が減少したから高速中性子の割合が増し転換比が増す。
一方、中性子吸収能力を低下させることなく制御棒の厚さを薄くする必要があるためホウ素化チタン制御棒（１０１）とした。板状のホウ素化チタンにより中性子吸収材であるホウ素を高密度に配置できたため制御棒の厚さが薄くなっても中性子吸収能力の低下が防げる。冷却材である軽水中の水素は中性子を減速させる性質が物質中最も高いため核燃料で発生した高速中性子はすぐに熱中性子となる。熱中性子はホウ素により吸収される。
外表面の外鞘（１１２）を構成するチタンまたはニッケルは中性子吸収作用が鉄よりも大きいため中性子吸収能力が更に高まる。ホウ素化チタン制御棒（１０１）を構成するホウ素もチタンも軽いため、当該制御棒を上下に操作するための駆動装置を軽減できる。
本発明のトリウム系核燃料集合体（１３０）では熱中性子が少なくU233への転換比が1.0近辺であるため、使用済み核燃料中のU233富化度は初装荷核燃料中のU233富化度とほぼ同じである。使用済み核燃料中のU233富化度が初装荷核燃料中のU233富化度よりも下がっても、最下部に添加する高濃縮ウランの添加量調節で4万MDd/t程度の燃焼を達成することができる。
図１０は、U233富化度が３％のTMOX核燃料ペレットを直径1.2cmにしてジルコニウム合金製の被覆管の中に充填したトリウム系核燃料棒（１３１）を間隙1mmで無限配列した場合に、冷却材のボイド割合を０％から６０％に変化させた場合のkinfとU233富化度の燃焼度依存性を示した図である。ボイドが大きくなればkinfは下がるが、U233の焼損は低下する。６０％ボイドでは、U233は燃焼に連れて増加し増殖するがkinfはすぐに1.0以下になってしまう。高ボイドのために中性子の減速が少なく低エネルギーでの大きな核分裂反応が減少することやPaの生成による中性子吸収による。ボイドが小さくなれば６０％ボイドで述べたことと逆のことが起こる。
U233富化度が３％のTMOX核燃料ペレットを直径1.2cmにしてジルコニウム合金製の被覆管の中に充填したトリウム系核燃料棒（１３１）を間隙1mmで配列すれば4万MDd/t程度の燃焼を達成することができると考えられる。しかし、冷却材のボイド割合が０％の炉心下部から６０％の炉心上部でのkinfの差が大き過ぎ、下部での出力が過大になり運転が難しいと考えられる。そこで、ボイドが多い上部ほどU233富化度を高めれば出力が平坦化される。
図１１は、U233富化度が５％と２％の場合のkinfとU233富化度の燃焼度依存性を示した図である。５％にすると高ボイドになってもkinfは1.0を上回り、U233の燃焼に連れての焼損も微々たるものになる。２％にすると低ボイドであればkinfは1.0を上回り、U233富化度が低いためU233の燃焼に連れての焼損も微々たるものになる。
図１０と図１１からボイドの小さい下部でU233富化度を低くし、ボイドの大きい上部でU233富化度を高くすれば、燃焼度が大きくかつ、U233の燃焼に連れての焼損を低く抑えることができる。U233富化度の下限は、kinfが臨界1.0を上回る２％とする。U233富化度の上限は、６０％ボイドで4万MDd/t の時点でkinfが臨界1.0であれば従来のU235燃料での燃焼度相当になるため十分であるから５％とする。
図１２の上図は、U233富化度３％でボイド40%でトリウム系核燃料棒（１３１）間隙を1mmに固定して、トリウム系核燃料ペレット（１３２）直径を1.1cmと1.3cmにした場合のkinfとU233富化度の燃焼度挙動を示したものである。kinfに大きな差はないが直径を1.1cmに細くすると相対的に減速材である水の割合が増加するためにU233の燃焼に連れての焼損は大きくなる。
ペレット直径が1.1cm以下では簡易再処理により次の核燃料を作成するためには高濃縮ウランの添加量を多くしなければならなくなる。
ペレット直径が1.3cm以上ではL/2=15.5cmの範囲内に８X8本以上の核燃料棒を装荷できなくなる。線出力密度を従来の限度内に確保する観点から核燃料棒本数は多いほどよい。
U233富化度３％でボイド40%でトリウム系核燃料ペレット（１３２）直径1.2cmに固定して、トリウム系核燃料棒（１３１）間隙を1mmと1.3mmにした場合のkinfとU233富化度の燃焼度挙動を示したのが下図である。トリウム系核燃料棒（１３１）間隙を1.3mmに広げると相対的に減速材である水の割合が増加するためにkinfは燃焼初期では大きいものの燃焼後期では差がなくなり、U233の燃焼に連れての焼損は大きくなる。トリウム系核燃料棒（１３１）間隙が1.3mm以上では簡易再処理により次の核燃料を作成するためには高濃縮ウランの添加量を多くしなければならなくなる。トリウム系核燃料棒（１３１）間隙が1mm以下では除熱に問題が生じると予想される。
４万MWD/t 燃焼するとTMOXが減少する。その分をThの酸化物に高濃縮ウランの酸化物を添加した高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット（１３３）で補う。下部はボイドが低いから転換比は低くU233の焼損が激しい。そこで、外部から高濃縮ウランを導入して核分裂性物質の不足を補う。
U233富化度が３％近傍のTMOXを内蔵せるトリウム系核燃料集合体（１３０）は４万MWD/tの燃焼度を得ることができると共に高い転換比を持っている。４バッチ交換のBWRの炉心において、冷却材流量を減らして高いボイド状態で運転し取出燃焼度を３万MWD/t程度に下げればU233富化度を低くすることができるためU233の焼損の度合いが減りU233の増殖は可能であると考えられる。
太いペレットを充填した核燃料棒を稠密に配列にしたことにより、単位体積当たりの核燃料の重量が増加したから、燃焼度MWd/tの分母が増加し燃焼度そのものは小さくなる傾向になるが電力料金に直結する積算発熱量であるMWdは現状BWRの炉心相当もしくは増加する。
なお、燃焼初期での大きなkinfを抑制するためには、従来のBWRの炉心で実施されていたように、数本のトリウム系核燃料棒（１３１）のトリウム系核燃料ペレット（１３２）に可燃性毒物であるガドリニア（Gd2O3）を添加すればよい。
有機溶剤による再処理をしないか極力抑えた簡易再処理にすれば、再処理費用が安くなる。ThとU233以外のアクチニドも燃料に再加工され燃焼してしまうため廃棄物とはならず、廃棄物処理費が軽減される。Puの発生はほぼ無いため核不拡散にかかわる問題が生じない。
建設されたばかりの原子炉の炉心には、Thの酸化物に高濃縮ウランの酸化物を添加した高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット（１３３）において上部ほど高濃縮ウランの酸化物を高い割合で添加したトリウム系核燃料棒（１３１）とすれば、U233抽出のために再処理施設を新設する必要はない。
幾何形状をトリウム系核燃料集合体（１３０）にして、Thの酸化物にPuの酸化物を添加した核燃料を日本で燃焼させ、その使用済み核燃料からU233とThからなるTMOXに加工した核燃料または核燃料集合体を輸出すれば核拡散の問題は少なくなる。
天然には存在しないU233を得るには、ThにU235を添加した核燃料を燃焼させThの１部をU233に転換する。当該使用済み核燃料を再処理してU233を抽出するのがすぐに思い浮かぶが、再処理コストが高いと考えられる。そこで、当該使用済み核燃料から気体状核分裂生成物と液体状核分裂生成物を除去するだけの簡易再処理（TMOXを主成分として雑アクチニドも含むアクチニドの酸化物の他に非アクチニドの固体状核分裂生成物が１０％程度含有されていてもよい。鉄の様な強磁性体は磁石で容易に分離できるし、軽元素は浮遊選鉱で、低融点元素は昇温で容易に除去できるから５％以下にはできると考えられる。）をすればTMOXを主成分とする核燃料として再利用できる。特に、Paは自然崩壊してU233になるから無駄ではない。若干量の高濃縮ウランを追加してゆけば何サイクルにも亘って運転することができる。
BWRの炉心の核燃料棒の寿命は4万MWd/t程度である。燃焼度が4万MWd/tになると核燃料のTMOX重量は初装荷核燃料のTMOX重量の４％程度減少するから、使用済み核燃料中のTMOX重量は初装荷核燃料のTMOX重量の９６％程度であり、核燃料そのものとしては新品同様である。TMOX主体のアクチニドの酸化物に若干の非アクチニドの固体状核分裂生成物を含有せる固体を加工してトリウム系核燃料ペレット（１３２）にする。簡易再処理の繰り返しにより過多になった非アクチニドの固体状核分裂生成物の除去や加工途中の喪失等があってもトリウム系核燃料ペレット（１３２）の総重量（TMOX主体のアクチニドの酸化物＋非アクチニドの固体状核分裂生成物）は初装荷核燃料総重量の９０％程度はある。非アクチニドの固体状核分裂生成物が１０％以下であれば核燃料として再利用できる。
初装荷核燃料総重量の不足分は、Thの酸化物に高濃縮ウランの酸化物を添加して補う。すなわち、トリウム系核燃料棒（１３１）の最下部に高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット（１３２）を堆積充填する。例えば、２０％濃縮ウランをThに１０％添加すると核分裂性物質のU235を２％程度添加したことになる。
トリウム系核燃料集合体（１３０）の重量を従来の燃料集合体１体の重量相当にした場合の核燃料部の長さは260cm程度であり、取出燃焼度が4万MWd/tになったTMOX重量は初装荷核燃料のTMOX重量の４％程度減少の９６％になる。この減少分は高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット（１３２）を260cmｘ0.04=10.4cm堆積充填して補えばよいことになる。
図８はトリウム系核燃料棒（１３１）多数本を1mmから1.3mmの間隙に正方形に配列してなる本発明のトリウム系核燃料集合体（１３０）の平面図である。従来の水棒（７０）は除去し代わりにトリウム系核燃料棒（１３１）を配置した。直径が1.1cm以上の太いペレットを太径被覆管（１０４１）に充填してなるトリウム系核燃料棒（１３１）を稠密に配列したことにより、被覆管の間隙を占める冷却材通路（４９）の面積を減少させた。中性子吸収作用が比較的大きい軽水の割合が減り中性子はその分Thに吸収されU233へ転換される割合が高まった。更に、減速材でもある軽水の割合が減ったことは高速中性子割合を増加させるため核分裂生成物によって吸収されていた熱中性子の吸収割合が減り中性子はその分Thに吸収されU233へ転換される割合が高まった。
図９は、スペーサ（３４）が位置していない高さでの本発明のトリウム系核燃料集合体（１３０）と本発明のホウ素化チタン制御棒（１０１）を配置せる部分的炉心平面図である。ホウ素化チタン（TiB2）からなるホウ素化チタン芯（１１３）を中心にして外表面をチタンまたはニッケル合金の外鞘（１１２）で被覆したことを特徴とするホウ素化チタン制御棒（１０１）の周りに上記トリウム系核燃料集合体（１３０）４体を配置した。図中A、B、C、D、E、Fは後に出てくる図での核燃料集合体との位置関係を対応させるためである。
制御棒中心間長さLを従来のBWRの炉心での長さに維持できる範囲内でチャンネルボックス（３５）を広げたため、制御棒側の漏洩材通路（５１）面積と制御棒と反対側の漏洩材通路（５２）面積とを減少させた。その分減速材でもある水の占有割合が減少したから高速中性子の割合が増し転換比が増す。
一方、中性子吸収能力を低下させることなく制御棒の厚さを薄くする必要があるためホウ素化チタン制御棒（１０１）とした。板状のホウ素化チタンにより中性子吸収材であるホウ素を高密度に配置できたため制御棒の厚さが薄くなっても中性子吸収能力の低下が防げる。冷却材である軽水中の水素は中性子を減速させる性質が物質中最も高いため核燃料で発生した高速中性子はすぐに熱中性子となる。熱中性子はホウ素により吸収される。
外表面の外鞘（１１２）を構成するチタンまたはニッケルは中性子吸収作用が鉄よりも大きいため中性子吸収能力が更に高まる。ホウ素化チタン制御棒（１０１）を構成するホウ素もチタンも軽いため、当該制御棒を上下に操作するための駆動装置を軽減できる。
本発明のトリウム系核燃料集合体（１３０）では熱中性子が少なくU233への転換比が1.0近辺であるため、使用済み核燃料中のU233富化度は初装荷核燃料中のU233富化度とほぼ同じである。使用済み核燃料中のU233富化度が初装荷核燃料中のU233富化度よりも下がっても、最下部に添加する高濃縮ウランの添加量調節で4万MDd/t程度の燃焼を達成することができる。
図１０は、U233富化度が３％のTMOX核燃料ペレットを直径1.2cmにしてジルコニウム合金製の被覆管の中に充填したトリウム系核燃料棒（１３１）を間隙1mmで無限配列した場合に、冷却材のボイド割合を０％から６０％に変化させた場合のkinfとU233富化度の燃焼度依存性を示した図である。ボイドが大きくなればkinfは下がるが、U233の焼損は低下する。６０％ボイドでは、U233は燃焼に連れて増加し増殖するがkinfはすぐに1.0以下になってしまう。高ボイドのために中性子の減速が少なく低エネルギーでの大きな核分裂反応が減少することやPaの生成による中性子吸収による。ボイドが小さくなれば６０％ボイドで述べたことと逆のことが起こる。
U233富化度が３％のTMOX核燃料ペレットを直径1.2cmにしてジルコニウム合金製の被覆管の中に充填したトリウム系核燃料棒（１３１）を間隙1mmで配列すれば4万MDd/t程度の燃焼を達成することができると考えられる。しかし、冷却材のボイド割合が０％の炉心下部から６０％の炉心上部でのkinfの差が大き過ぎ、下部での出力が過大になり運転が難しいと考えられる。そこで、ボイドが多い上部ほどU233富化度を高めれば出力が平坦化される。
図１１は、U233富化度が５％と２％の場合のkinfとU233富化度の燃焼度依存性を示した図である。５％にすると高ボイドになってもkinfは1.0を上回り、U233の燃焼に連れての焼損も微々たるものになる。２％にすると低ボイドであればkinfは1.0を上回り、U233富化度が低いためU233の燃焼に連れての焼損も微々たるものになる。
図１０と図１１からボイドの小さい下部でU233富化度を低くし、ボイドの大きい上部でU233富化度を高くすれば、燃焼度が大きくかつ、U233の燃焼に連れての焼損を低く抑えることができる。U233富化度の下限は、kinfが臨界1.0を上回る２％とする。U233富化度の上限は、６０％ボイドで4万MDd/t の時点でkinfが臨界1.0であれば従来のU235燃料での燃焼度相当になるため十分であるから５％とする。
図１２の上図は、U233富化度３％でボイド40%でトリウム系核燃料棒（１３１）間隙を1mmに固定して、トリウム系核燃料ペレット（１３２）直径を1.1cmと1.3cmにした場合のkinfとU233富化度の燃焼度挙動を示したものである。kinfに大きな差はないが直径を1.1cmに細くすると相対的に減速材である水の割合が増加するためにU233の燃焼に連れての焼損は大きくなる。
ペレット直径が1.1cm以下では簡易再処理により次の核燃料を作成するためには高濃縮ウランの添加量を多くしなければならなくなる。
ペレット直径が1.3cm以上ではL/2=15.5cmの範囲内に８X8本以上の核燃料棒を装荷できなくなる。線出力密度を従来の限度内に確保する観点から核燃料棒本数は多いほどよい。
U233富化度３％でボイド40%でトリウム系核燃料ペレット（１３２）直径1.2cmに固定して、トリウム系核燃料棒（１３１）間隙を1mmと1.3mmにした場合のkinfとU233富化度の燃焼度挙動を示したのが下図である。トリウム系核燃料棒（１３１）間隙を1.3mmに広げると相対的に減速材である水の割合が増加するためにkinfは燃焼初期では大きいものの燃焼後期では差がなくなり、U233の燃焼に連れての焼損は大きくなる。トリウム系核燃料棒（１３１）間隙が1.3mm以上では簡易再処理により次の核燃料を作成するためには高濃縮ウランの添加量を多くしなければならなくなる。トリウム系核燃料棒（１３１）間隙が1mm以下では除熱に問題が生じると予想される。
４万MWD/t 燃焼するとTMOXが減少する。その分をThの酸化物に高濃縮ウランの酸化物を添加した高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット（１３３）で補う。下部はボイドが低いから転換比は低くU233の焼損が激しい。そこで、外部から高濃縮ウランを導入して核分裂性物質の不足を補う。
U233富化度が３％近傍のTMOXを内蔵せるトリウム系核燃料集合体（１３０）は４万MWD/tの燃焼度を得ることができると共に高い転換比を持っている。４バッチ交換のBWRの炉心において、冷却材流量を減らして高いボイド状態で運転し取出燃焼度を３万MWD/t程度に下げればU233富化度を低くすることができるためU233の焼損の度合いが減りU233の増殖は可能であると考えられる。
太いペレットを充填した核燃料棒を稠密に配列にしたことにより、単位体積当たりの核燃料の重量が増加したから、燃焼度MWd/tの分母が増加し燃焼度そのものは小さくなる傾向になるが電力料金に直結する積算発熱量であるMWdは現状BWRの炉心相当もしくは増加する。
なお、燃焼初期での大きなkinfを抑制するためには、従来のBWRの炉心で実施されていたように、数本のトリウム系核燃料棒（１３１）のトリウム系核燃料ペレット（１３２）に可燃性毒物であるガドリニア（Gd2O3）を添加すればよい。
有機溶剤による再処理をしないか極力抑えた簡易再処理にすれば、再処理費用が安くなる。ThとU233以外のアクチニドも燃料に再加工され燃焼してしまうため廃棄物とはならず、廃棄物処理費が軽減される。Puの発生はほぼ無いため核不拡散にかかわる問題が生じない。
建設されたばかりの原子炉の炉心には、Thの酸化物に高濃縮ウランの酸化物を添加した高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット（１３３）において上部ほど高濃縮ウランの酸化物を高い割合で添加したトリウム系核燃料棒（１３１）とすれば、U233抽出のために再処理施設を新設する必要はない。
幾何形状をトリウム系核燃料集合体（１３０）にして、Thの酸化物にPuの酸化物を添加した核燃料を日本で燃焼させ、その使用済み核燃料からU233とThからなるTMOXに加工した核燃料または核燃料集合体を輸出すれば核拡散の問題は少なくなる。
図１３は、図９はで示したトリウム系核燃料集合体（１３０）とホウ素化チタン制御棒（１０１）を配置せる部分的炉心平面図上端での図である。ホウ素化チタン制御棒（１０１）の周りにトリウム系核燃料集合体（１３０）４体を回転対称に配置した。トリウム系核燃料集合体（１３０）の制御棒側に面したチャンネルボックス（３５）は２面あるがその１面のみに制御棒中央側パッド（１４１）と上部格子板側パッド（１４２）を付帯せしめた。図中A、B、C、D、E、Fは前後に出てくる図での核燃料集合体との位置関係を対応させるためである。上部格子板側パッド（１４２）と制御棒中央側パッド（１４１）により隣接せる核燃料集合体との間隙を確保する。パッドの厚みは制御棒厚さよりも厚い。制御棒中央側パッド（１４１）の先端をチャンネルボックス（３５）よりもはみ出させているのは、対角方向に隣接せる核燃料集合体との間隙を確保するためである。制御棒中央側パッド（１４１）と上部格子板側パッド（１４２）を付帯せしめたトリウム系核燃料集合体（１３０）４体を回転対称に配置すれば核燃料集合体との間隙を確保する機能が得られる。
図１４は、制御棒中央側パッド（１４１）と上部格子板側パッド（１４２）を付帯せしめたトリウム系核燃料集合体（１３０）を制御棒側から見た場合の縦断面図である。図中B、Cは図１３での核燃料集合体との位置関係を対応させるためである。核燃料が稠密に配列されたため、単位長さ当たりの重量が従来の約2倍になったトリウム系核燃料棒（１３１）の長さを従来の核燃料棒長さの約半分にすれば、燃料集合体交換用クレーンとか炉心支持に関わる問題が生じ難い。制御棒の長さも約半分にできるため、制御棒中央側パッド（１４１）が制御棒の上に位置していても問題が生じない。ホウ素化チタン制御棒（１０１）の上下動は延長棒（１１１）の下端に接続されている駆動装置で実施される。
なお、トリウム系核燃料棒（１３０）の間隙を確保するためのスペーサ（３４）は、U233高富化度トリウム系核燃料ペレット（１３４）の上端高さに配置した上端スペーサ（１３７）とトリウム系核燃料ペレット（１３２）を堆積充填した全長の中央高さに配置した中央スペーサ（１３６）の2箇所とする。トリウム系核燃料棒（１３０）は太く短くなったから冷却材流動等に起因する振動は小さく熱膨張等に起因する曲がりも小さいと考えられるから2箇所で十分である。流動抵抗をもたらすと共に中性子を吸収するスペーサ（３４）の数は少ないほどよい。
図１４は、制御棒中央側パッド（１４１）と上部格子板側パッド（１４２）を付帯せしめたトリウム系核燃料集合体（１３０）を制御棒側から見た場合の縦断面図である。図中B、Cは図１３での核燃料集合体との位置関係を対応させるためである。核燃料が稠密に配列されたため、単位長さ当たりの重量が従来の約2倍になったトリウム系核燃料棒（１３１）の長さを従来の核燃料棒長さの約半分にすれば、燃料集合体交換用クレーンとか炉心支持に関わる問題が生じ難い。制御棒の長さも約半分にできるため、制御棒中央側パッド（１４１）が制御棒の上に位置していても問題が生じない。ホウ素化チタン制御棒（１０１）の上下動は延長棒（１１１）の下端に接続されている駆動装置で実施される。
なお、トリウム系核燃料棒（１３０）の間隙を確保するためのスペーサ（３４）は、U233高富化度トリウム系核燃料ペレット（１３４）の上端高さに配置した上端スペーサ（１３７）とトリウム系核燃料ペレット（１３２）を堆積充填した全長の中央高さに配置した中央スペーサ（１３６）の2箇所とする。トリウム系核燃料棒（１３０）は太く短くなったから冷却材流動等に起因する振動は小さく熱膨張等に起因する曲がりも小さいと考えられるから2箇所で十分である。流動抵抗をもたらすと共に中性子を吸収するスペーサ（３４）の数は少ないほどよい。
フェイルセーフを高めるために制御棒の挿入を自重落下とする場合には、通常運転時の制御棒は上に引き上げておく必要がある。トリウム系核燃料集合体（１３０）の長さが従来の核燃料棒長さの約半分以下であれば制御棒中央側パッド（１４１）が制御棒の上に位置していても問題は生じない。しかし、半分以上の長さでは制御棒操作ができないためなんらかの工夫が必要である。
図１５は、4分割制御棒（２０１）の概観図である。中性子吸収材を内蔵せる分割制御棒翼（２０２）は、下端で分割制御棒翼底部結合板（２０３）によって結合されている。４枚の分割制御棒翼（２０２）の間には空隙がある。制御棒中央側パッド（１４１）と上部格子板側パッド（１４２）との最短距離を若干下回った長さの中性子吸収材を内蔵せる分割制御棒翼（２０２）４枚を下端で分割制御棒翼底部結合板（２０３）によって結合しチャンネルボックス（３５）上端を越えて上に動くことができる。
分割制御棒翼底部結合板（２０３）の下には延長棒（１１１）が接続されていて駆動装置により上下できる。なお、分割制御棒翼底部結合板（２０３）の下に伸ばした延長棒（１１１）の代わりに１部をジルコニウム合金製のフォロワーとすれば制御棒側の漏洩材通路（５１）の水を排除できるし、図１７に示す導入用制御棒中央側パッド（１４１１）も不要になる。
図１６は、通常運転時に制御棒が上に引き上げられている場合の、トリウム系核燃料集合体（１３０）と4分割制御棒（２０１）を配置せる部分的炉心平面図上端での図である。図中A、B、C、D、E、Fは図９での核燃料集合体との位置関係を対応させるためである。
4分割制御棒（２０１）は、制御棒中央側パッド（１４１）を中心にして４分割されている。したがって、4分割制御棒（２０１）は制御棒中央側パッド（１４１）があっても炉心平面図上端即ち、チャンネルボックス（３５）上端を越えて上に動くことができる。４体のトリウム系核燃料集合体（１３０）が隣り合う所の上部格子板（３）が交錯する箇所にバンドル拘束金具（３００）が装着されると、４体のトリウム系核燃料集合体（１３０）は水平方向にずれることが拘束される。大地震があってもトリウム系核燃料集合体（１３０）は横方向に動くことがない。
図１７は、トリウム系核燃料集合体（１３０）を４分割制御棒（２０１）側から見た場合の縦断面図である。図中B、Cは図１６での核燃料集合体との位置関係を対応させるためである。制御棒中央側パッド（１４１）の奥に4分割制御棒（２０１）の１翼が見える。
制御棒中央側パッド（１４１）の下で上部プレナム（４８）の高さに導入用制御棒中央側パッド（１４１１）を設ける。原子炉停止時に制御棒が下に下りていて制御棒の上端が導入用制御棒中央側パッド（１４１１）の上に出ているようにしてある。
図１８は、トリウム系核燃料集合体（１３０）を上部格子板（３）側から見た場合の縦断面図である。図中D、E,Fは図１６での核燃料集合体との位置関係を対応させるためである。上部格子板側パッド（１４２）の奥に4分割制御棒（２０１）の１翼が見える。
バンドル拘束金具（３００）にはチャンネルボックス（３５）の内側に沿って伸びるバンドル拘束金具爪（３０１）が付いていて、トリウム系核燃料集合体（１３０）が横ずれするのを拘束している。
図１５は、4分割制御棒（２０１）の概観図である。中性子吸収材を内蔵せる分割制御棒翼（２０２）は、下端で分割制御棒翼底部結合板（２０３）によって結合されている。４枚の分割制御棒翼（２０２）の間には空隙がある。制御棒中央側パッド（１４１）と上部格子板側パッド（１４２）との最短距離を若干下回った長さの中性子吸収材を内蔵せる分割制御棒翼（２０２）４枚を下端で分割制御棒翼底部結合板（２０３）によって結合しチャンネルボックス（３５）上端を越えて上に動くことができる。
分割制御棒翼底部結合板（２０３）の下には延長棒（１１１）が接続されていて駆動装置により上下できる。なお、分割制御棒翼底部結合板（２０３）の下に伸ばした延長棒（１１１）の代わりに１部をジルコニウム合金製のフォロワーとすれば制御棒側の漏洩材通路（５１）の水を排除できるし、図１７に示す導入用制御棒中央側パッド（１４１１）も不要になる。
図１６は、通常運転時に制御棒が上に引き上げられている場合の、トリウム系核燃料集合体（１３０）と4分割制御棒（２０１）を配置せる部分的炉心平面図上端での図である。図中A、B、C、D、E、Fは図９での核燃料集合体との位置関係を対応させるためである。
4分割制御棒（２０１）は、制御棒中央側パッド（１４１）を中心にして４分割されている。したがって、4分割制御棒（２０１）は制御棒中央側パッド（１４１）があっても炉心平面図上端即ち、チャンネルボックス（３５）上端を越えて上に動くことができる。４体のトリウム系核燃料集合体（１３０）が隣り合う所の上部格子板（３）が交錯する箇所にバンドル拘束金具（３００）が装着されると、４体のトリウム系核燃料集合体（１３０）は水平方向にずれることが拘束される。大地震があってもトリウム系核燃料集合体（１３０）は横方向に動くことがない。
図１７は、トリウム系核燃料集合体（１３０）を４分割制御棒（２０１）側から見た場合の縦断面図である。図中B、Cは図１６での核燃料集合体との位置関係を対応させるためである。制御棒中央側パッド（１４１）の奥に4分割制御棒（２０１）の１翼が見える。
制御棒中央側パッド（１４１）の下で上部プレナム（４８）の高さに導入用制御棒中央側パッド（１４１１）を設ける。原子炉停止時に制御棒が下に下りていて制御棒の上端が導入用制御棒中央側パッド（１４１１）の上に出ているようにしてある。
図１８は、トリウム系核燃料集合体（１３０）を上部格子板（３）側から見た場合の縦断面図である。図中D、E,Fは図１６での核燃料集合体との位置関係を対応させるためである。上部格子板側パッド（１４２）の奥に4分割制御棒（２０１）の１翼が見える。
バンドル拘束金具（３００）にはチャンネルボックス（３５）の内側に沿って伸びるバンドル拘束金具爪（３０１）が付いていて、トリウム系核燃料集合体（１３０）が横ずれするのを拘束している。
原爆を保有する国へPuを比較的多く発生させるBWRを輸出することは核拡散問題上困難を伴う。本発明ではPuの発生が比較的少ないためBWRを輸出しやすい。更に、Puの発生が生じ難いのでPu在庫を急激に減らし、核分裂性物質を原爆にし難いU233で貯蔵しておくことができる。
PuとThの混合物核燃料では、Puを抽出して悪用される恐れがあるが、U233とThの混合物核燃料にU235を追加添加した核燃料ではPuの発生は僅かであるから核拡散上の問題が生じ難い。
なお、再処理によるU233の抽出工程は不要である。
PuとThの混合物核燃料では、Puを抽出して悪用される恐れがあるが、U233とThの混合物核燃料にU235を追加添加した核燃料ではPuの発生は僅かであるから核拡散上の問題が生じ難い。
なお、再処理によるU233の抽出工程は不要である。
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は冷却材通路。
51は制御棒側の漏洩材通路。
52は制御棒と反対側の漏洩材通路。
70は水棒。
100は制御棒。
101は本発明のホウ素化チタン制御棒。
111は延長棒。
11２は外鞘。
113はホウ素化チタン芯。
130は本発明のトリウム系核燃料集合体。
131は本発明のトリウム系核燃料棒。
132はトリウム系核燃料ペレット。
133は高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット。
134はＵ２３３高富化度トリウム系核燃料ペレット。
136は中央スペーサ。
137は上端スペーサ。
141は制御棒中央側パッド。
142は上部格子板側パッド。
201は4分割制御棒。
202は分割制御棒翼。
203は分割制御棒翼底部結合板。
300はバンドル拘束金具。
301はバンドル拘束金具爪。
1041は太径被覆管。
1411は導入用制御棒中央側パッド。
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は冷却材通路。
51は制御棒側の漏洩材通路。
52は制御棒と反対側の漏洩材通路。
70は水棒。
100は制御棒。
101は本発明のホウ素化チタン制御棒。
111は延長棒。
11２は外鞘。
113はホウ素化チタン芯。
130は本発明のトリウム系核燃料集合体。
131は本発明のトリウム系核燃料棒。
132はトリウム系核燃料ペレット。
133は高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット。
134はＵ２３３高富化度トリウム系核燃料ペレット。
136は中央スペーサ。
137は上端スペーサ。
141は制御棒中央側パッド。
142は上部格子板側パッド。
201は4分割制御棒。
202は分割制御棒翼。
203は分割制御棒翼底部結合板。
300はバンドル拘束金具。
301はバンドル拘束金具爪。
1041は太径被覆管。
1411は導入用制御棒中央側パッド。
Claims (2)
- Thに U233が２％から５％富化されたる混合酸化物のTMOXを主成分とするアクチニドの酸化物に１０％以下の固体の核分裂生成物を含む所の直径が1.1cmから1.3cmのトリウム系核燃料ペレット（１３２）を被覆管（１０４１）に上部程U233富化度を高めて堆積充填せしめ最下部にはThの酸化物にU235濃縮ウランの酸化物を添加した高濃縮ウラン添加トリウム系核燃料ペレット（１３３）を堆積充填せしめたことを特徴とするトリウム系核燃料棒（１３１）。
- 請求項１におけるトリウム系核燃料棒（１３１）多数本を間隙が1mm〜1.3mmに正方形に配列したことを特徴とするトリウム系核燃料集合体（１３０）。
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