JP5921046B2 - 燃料要素、燃料集合体、及び燃料要素を製造する方法 - Google Patents

Description

本発明は、トリウムを核燃料として用いる軽水炉の設計に関し、特に、ＶＶＥＲ−１０００等の加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の炉心を構成するジャケットレス核燃料集合体の設計に関する。

原子力発電は、世界中で、依然として重要なエネルギー源である。十分な化石燃料資源を産出しない国々の多くは、電力供給の多くを原子力発電に依存している。それ以外の多くの国においても、使用電力の種類の多様性を確保するための競争力のあるエネルギー源として原子力発電が利用されている。また、原子力発電は、化石燃料による汚染（酸性雨や地球温暖化等）を抑制し、将来世代のために化石燃料を節約するという目標の達成に大きく貢献している。

原子炉の設計や運転において安全性は確かに重大な問題であるが、核兵器に使用される物質が拡散する危険も重大な問題である。この問題は、政権が不安定な国において特に懸念される。このような国による核兵器の保有は、世界の安全保障にとって大きな脅威である。それゆえ、原子力エネルギーは、核兵器の拡散や核兵器使用の危険を生じることのないように生成され、使用されなければならない。

現存するすべての原子炉では、いわゆる原子炉級プルトニウムと呼ばれる物質が大量に生成されている。例えば、一般的な１０００ＭＷ原子炉では、毎年２００〜３００ｋｇ程度の原子炉級プルトニウムが生成されている。このような原子炉級プルトニウムは、核兵器製造に用いることができる。したがって、従来の原子炉の炉心から排出された核燃料は極めて拡散しやすい物質であり、権限の無い者による廃棄核燃料の入手を阻止するためのセキュリティ対策が必要である。米国及び旧ソビエト連邦が核兵器を廃棄したときに生じた兵器級プルトニウムが大量に貯蔵されており、セキュリティ面で同様の問題がある。

従来の原子炉においては、長期間に亘って放射能を放出する放射性廃棄物を廃棄する必要があり、天然ウラン鉱の供給が世界的に急激に減少していることも問題である。

このような問題に対処するため、比較的少量の非拡散性濃縮ウラン（この濃縮ウランは濃縮度２０％以下のＵ−２３５成分を有する。）を使用し、プルトニウムのような拡散性物質を大量に生じることのない原子炉の開発が進められてきた。このような原子炉の例が、国際公開第ＷＯ８５／０１８２６号公報及び国際公開第ＷＯ９３／１６４７７号公報に開示されている。これらの公報には、トリウム燃料を備えるブランケット領域から出力の多くを取り出すシードブランケット型原子炉が開示されている。このブランケット領域は、非拡散性濃縮ウランの燃料棒を含むシード領域を取り囲んでいる。シード燃料棒のウランから放出された中性子がブランケット領域のトリウムに捕獲されることによって、核分裂性のＵ−２３３が生成され、このＵ−２３３が燃焼して原子力発電用の熱を発生させる。

トリウムの埋蔵量はウランの埋蔵量を大きく上回っているため、原子炉用核燃料としてトリウムが有望視されている。また、上記の原子炉は、装着された当初の核燃料と各燃料サイクルの最後に排出される核燃料のいずれもが核兵器製造に適したものではないという点で「非拡散的」である。このような非拡散性は、非拡散性の濃縮ウランのみをシード核燃料として用い、プルトニウムの生成量を最小にするように減速材対燃料比を選択し、ブランケットサイクルの終了時にはＵ−２３８成分と残留物Ｕ−２３３とが均一に混合されているブランケット領域に少量の非拡散性濃縮ウランを添加してＵ−２３３を「変性させる」（つまり、Ｕ−２３３の特性を変える）ことで核兵器の製造に適さないものにすることによって実現される。

残念ながら、上述したタイプの原子炉は、いずれも真の意味で「非拡散的」ではない。特に、上述した構造の原子炉のいずれにおいても、拡散可能な下限よりも大量の拡散性のあるプルトニウムがシード領域に生じることが分かった。内側の中央のブランケット領域と外側の外周ブランケット領域とを有する環状シードを使用すると、厚みのない環状のシード領域はそれに対応した小さな「光学的厚さ」しか有していないため、内側のブランケット領域の非常に硬いスペクトルがシード（中性子）スペクトルによって支配されるので、「非拡散的」原子炉として運転される原子炉を提供することができない。この結果、シード領域において、熱外中性子の割合が高くなり、拡散可能な下限よりも多くの拡散性のプルトニウムが製造されることになる。

また、上述したタイプの原子炉は、運転時のパラメータの観点から最適化されたものではない。例えば、シード領域におけるプルトニウムの量を最小限に抑え、シード燃料棒から十分な熱を発生させ、ブランケット領域においてトリウムがＵ−２３３に最適に転換されるようにするためには、シード領域とブランケット領域における減速材対燃料比が極めて重要である。上述した国際出願で望ましいとされている減速材対燃料比は、シード領域では高すぎ、ブランケット領域では低すぎることが研究から分かった。

さらに、上述したタイプの炉心は、シード燃料要素中での非拡散性の濃縮ウランの消費の点で特に効率的なものでなかった。そのために、各シード燃料サイクルの終了時に排出される燃料ロッドは、別の炉心で再利用するために再処理しなければならない大量の残留ウランを含むことになる。

また、国際公開第ＷＯ９３／１６４７７号公報に開示されている原子炉には、複雑な原子炉制御システムが必要であるため、従来の原子炉の炉心に再装着するのに適さないものである。同様に、国際公開第ＷＯ８５／０１８２６号公報に開示されている原子炉は、その設計パラメータが従来の炉心のパラメータに適合しないために、従来の炉心に転用することは容易ではない。

最後に、従来の原子炉はトリウムと一緒に非拡散濃縮ウランを燃焼するように設計されているので、大量のプルトニウムを消費するには不適当である。このように、これらのいずれの設計も貯蔵されているプルトニウムの問題を解決するものでない。

ロシア連邦特許2176826号によれば、一組のシードブランケットアッセンブリを有する炉心を備えた原子炉であって、そのシードブランケットアッセンブリの各々が、ウラン−２３５及びウラン−２３８を含む核分裂可能な物質からなるシード燃料要素を含む中央のシード領域と、シード領域を取り囲む環状ブランケットと、主としてトリウム、容積比１０％以下の濃縮ウラン、及びシード領域における減速材を含み、減速材の核燃料に対する容積比が２．５から５．０の範囲にあるブランケット燃料要素と、減速材の核燃料に対する容積比が１．５から２．０の範囲にあるブランケット領域における減速材と、を含むものが知られている。シード燃料要素の各々はウラン・ジルコニウム合金からなり、シード領域はシードブランケットモジュール各々の容積の２５〜４０％を占める。

公知の原子炉は、経済性の観点から最適な運転を行い、「拡散的」ではない。このような原子炉を用いることにより、拡散性のある廃棄物を生成することなく、トリウムとともに大量のプルトニウムを消費することができる。この原子炉は、高レベル放射性廃棄物をほとんど生成しないので、長期にわたって廃棄物を貯蔵する場所を確保する必要がほとんどない。

しかしながら、この原子炉で用いられるシードブランケットアッセンブリは、ＶＶＥＲ−１０００等の既存の軽水炉で用いるには適さないものである。

ロシア連邦特許2176826号によれば、上述した原子炉と同様の軽水炉向けの核燃料集合体が知られており、この核燃料集合体は六角形の断面形状を有し、これによりシードブランケットモジュールから既存の軽水炉へ核燃料集合体を装着することを可能にしている。

しかしながら、上記ロシア連邦特許は、アッセンブリの断面形状以外には、原子炉の設計を変更せずにＶＶＥＲ−１０００等の既存の軽水炉へアッセンブリを装着するための構成について、何ら開示していない。

ロシア連邦特許2294570号によれば、スペーサグリッド内の燃料要素束及びガイドチャネル、テール部、及びヘッド部を含む軽水炉用の核燃料集合体が知られている。このスペーサグリッドは、核燃料集合体の長さ方向に沿って配置された部材によって互いに及びテール部に接続されている。ヘッド部は、上部タイプレート及び下部タイプレート、このタイプレート間に配置された被覆部材、及びバネ部材を含む。このヘッド部外殻に接する複数の外部リブは、その突起部及び下部部材に沿うように有孔プレートによって互いに接続される。

この公知の核燃料集合体は、ジャケットレス核燃料集合体タイプに分類される。このジャケットレス核燃料集合体タイプの核燃料集合体は、ＶＶＥＲ−１０００等の加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の炉心を構成し、剛性に優れ、ヘッド部の長さが短縮され、燃料棒束とヘッド部との空間が拡張され、これらと同時に燃料棒の長さを長くすることができるため、運転上の特性を向上させることができる。このタイプの核燃料集合体によって、核燃料集合体への核燃料の搭載量を増加させて分裂深さ（depletion depth）を大きくでき、これによって炉心出力を増加させ、核燃料集合体のライフサイクルを長サイクル化することができる。

しかしながら、この集合体のすべての燃料要素は、ＶＶＥＲ−１０００等の従来の原子炉において利用される核分裂性物質からなるため、原子炉級プルトニウムが大量に生成される。この点が、同タイプの燃料集合体を備える原子炉に特徴的な欠点である。

本発明の目的は、トリウム燃料のブランケット領域において出力の相当部分を生成し、拡散性の廃棄物を生成せず、その構造に実質的な変更を加えることなくＶＶＥＲ−１０００等の既存の軽水炉に搭載可能な核燃料集合体を提供することである。

本発明の一実施形態によれば、本発明の目的は、平面視正六角形の形状を有する軽水炉用の核燃料集合体によって実現される。この核燃料集合体は、シードサブアッセンブリと、当該シードアッセンブリを囲むブランケットサブアッセンブリと、ヘッド部と、テール部と、フレーム構造と、を備え、前記シードサブアッセンブリが燃料要素の束を含み、前記燃料要素は、濃縮ウラン又は原子炉級プルトニウムを含むカーネルをそれぞれ有し、前記カーネルは、ジルコニウム合金からなる被覆材によって囲まれるとともに、らせん状のスペーサリブを形成する三葉の断面を有し、前記シードサブアッセンブリの前記下部タイプレート（前記テール部）は、シードサブアッセンブリの燃料要素を保持するサポートグリッドを備え、前記核燃料集合体は、さらに、平面視正六角形の形状を有する前記シードサブアッセンブリの前記テール部へ接続され、燃料棒束の周囲に収納されたチャネルと、燃料要素を収容する前記チャネルの前記上部部材に接続され、前記燃料要素を軸方向へ自由移動可能に収容するガイドグリッドと、ガイドチャネルを形成し、制御部材を収容する中央管と、吸収棒及び制御棒を挿入するためのガイドチャネルを形成し、前記ヘッド部に軸方向に弾性変位可能に収容される前記サポートグリッドへ接続された外管と、を備え、前記ブランケットサブアッセンブリは、スペーサグリッドが取り付けられた６つの縦長のアングル部材を有するとともに、前記シードサブアッセンブリの前記チャネルを収容する開口部を有する中央部にするフレーム構造と、前記フレーム構造内に配置され、濃縮ウラン添加物を有するトリウムを含む燃料要素の束と、を有し、前記軽水炉の前記サポート管に接続可能な前記ブランケットサブアッセンブリの前記テール部には、前記ブランケットサブアッセンブリの燃料要素が取り付けられ、前記ブランケットサブアッセンブリの前記テール部及び前記シードサブアッセンブリの前記テール部が固定機構によって取り付けられて核燃料集合体の前記テール部を形成する。

ヘッド部は、前記シードサブアッセンブリの前記チャネルに接する圧力部材を備えてもよい。

本発明の他の実施形態においては、平面視正六角形の形状を有する核燃料集合体は、シードサブアッセンブリと、前記シードサブアッセンブリを囲むブランケットサブアッセンブリと、上部タイプレート（前記ヘッド部）と軽水炉の前記サポート管に接続された下部タイプレート（前記テール部）と、フレーム構造と、を有する平面視正六角形の形状を有する軽水炉用の核燃料集合体であって、前記シードサブアッセンブリが燃料要素の束を含み、前記燃料要素は、濃縮ウラン又は原子炉級プルトニウムを含むカーネルをそれぞれ有し、前記カーネルは、ジルコニウム合金からなる被覆材によって囲まれるとともに、らせん状のスペーサリブを形成する三葉の断面を有し、前記シードサブアッセンブリの前記下部タイプレート（前記テール部）は、シードサブアッセンブリの燃料要素を保持するサポートグリッドを備え、前記核燃料集合体は、さらに、平面視正六角形の形状を有する前記シードサブアッセンブリの前記下部タイプレート（前記テール部）へ接続され、燃料棒束の周囲に収納されたチャネルと、燃料要素を収容する前記チャネルの前記上部部材に接続され、前記燃料要素を軸方向へ自由移動可能に収容するガイドグリッドと、ガイドチャネルを形成し、制御部材を収容する中央管と、吸収棒及び制御棒を挿入するためのガイドチャネルを形成し、前記上部タイプレート（前記ヘッド部）に軸方向に弾性変位可能に収容される前記サポートグリッドへ接続された外管と、を備え、前記ブランケットサブアッセンブリは、スペーサグリッドが取り付けられた６つの縦長のアングル部材を有するとともに、前記シードサブアッセンブリの前記チャネルを収容する開口部を有する中央部にするフレーム構造と、前記フレーム構造内に配置されて前記下部タイプレート（前記テール部）に取り付けられた、濃縮ウラン添加物を有するトリウムを含む燃料要素の束と、前記下部タイプレート（前記テール部）に配置された複数のサポート管とを備え、前記上部タイプレート（前記ヘッド部）が前記サポート管の軸方向への弾性変位を可能にするように設けられる。

本発明の少なくとも１つの実施形態において、正三角形の断面形状を有するジルコニウム又はジルコニウム合金からなる減速材が前記カーネルの長軸に沿って配置され、カーネルにおいてより均一な温度分布が促進される。

本発明の少なくとも１つの実施形態において、らせん状のスペーサリブのコイルピッチは、前記燃料要素の長さの５％から２０％である。

また、本発明の少なくとも１つの実施形態において、前記燃料棒束の少なくとも１つの断面において、任意の互いに近接する２つの燃料要素の前記三葉の断面が当該近接する燃料要素の軸を横切る対称な共通の平面を有するように、前記シードサブアッセンブリの前記燃料要素が前記周辺部に配置される。

また、本発明の少なくとも１つの実施形態において、前記カーネルは、好ましくは、ウランの割合が容積比３０％以下のウラン・ジルコニウム合金を含み、前記ウランが、ウラン同位体Ｕ−２３５の濃度が２０％以下であるように濃縮されており、また、前記カーネルが、原子炉級プルトニウムの割合が容積比３０％以下であるプルトニウム・ジルコニウム合金を含む。

また、本発明の目的は、一組の核燃料集合体を含む軽水炉である。この核燃料集合体の少なくとも１つは、上述した代替的な構成に従って構成される。原子炉に収納された核燃料集合体の一部又は全部が、上述した代替手段と同じであってもよい

本発明の特徴及び効果は、好ましい実施形態の詳細な説明及び添付図面を参照して明らかにされる。

本発明に係る核燃料集合体を備える原子炉の炉心の断面模式図である。

本発明の第１実施形態に係る核燃料集合体の側面全体図であり、断面図を含む。

図２に示した核燃料集合体のヘッド部の拡大縦断面図である。

図２に示した核燃料集合体のテール部の拡大縦断面図である。

シード燃料棒の断面図である。

図２に示した核燃料集合体のＡ−Ａ断面図である。

本発明の第２実施形態に係る核燃料集合体の側面全体図であり、断面図を含む。

図７に示した核燃料集合体のヘッド部の拡大縦断面図である。

図７に示した核燃料集合体のテール部の拡大縦断面図である。

本発明の他の実施形態
図１は、六角形形状を形成するシード領域とブランケット領域とを含む一組の核燃料集合体２を備える炉心１を示す。核燃料集合体自身は、平面視正六角形形状を有する。炉心１は、従来のＶＶＥＲ−１０００軽水炉の炉心と同様の幾何学的構成及び寸法を有しており、原子炉に上述の核燃料集合体を装着して１６３本の核燃料集合体２を有する炉心を形成することができる。炉心１とＶＶＥＲ−１０００原子炉の炉心との違いは、以下に詳述される核燃料集合体２の構成及び構造にある。本明細書における炉心１と核燃料集合体２は、従来のＶＶＥＲ−１０００軽水炉において使用できるように開発されているが、本発明の範囲から外れることなく、同様の炉心及び核燃料集合を、他の標準に従った原子炉や特別に設計された原子炉において使用できるように製造することも可能である。

炉心１は、反射体３に囲まれている。反射体３は、好ましくは、一組の反射体集合体４を含む。反射体集合体４の各々は、好ましくは、水と炉心バスケット又は圧力容器の金属とが混合されたものである。また、扱いの容易な反射体集合体４として、酸化トリウムを主に含むものもある。

図２は、核燃料集合体２の第１の代替構成の全体図を示す。核燃料集合体２は、シードサブアッセンブリ５、シードサブアッセンブリ５を囲むブランケットサブアッセンブリ６、ヘッド部７、及び原子炉の図示しないサポート管に接触する支持部９を備えるテール部８を有する。この核燃料集合体は、平面視正六角形の形状を有する。シードサブアッセンブリ５は、例えば１０８本の多数の燃料棒を有する燃料棒束１０を含み、シードサブアッセンブリ５のテール部に取り付けられた支持グリッド１１に設置される。六角形断面を有するチャネル１２は、シードサブアッセンブリ５のテール部に接続されており、燃料棒束１０を含んでいる。燃料要素１０を軸方向に自由移動可能に収容するガイドグリッド１３は、チャネル１２の上部部材に取り付けられる。シード燃料要素の各々は、濃縮ウラン又は原子炉級プルトニウムを含むカーネル１４を有する。このカーネルは、ウラン・ジルコニウム合金を主構成要素とし、２５容積％以下のウランと濃縮度１９．７％のウラン−２３５とを含む。カーネル１４は、ジルコニウム合金の被覆材１５に囲まれており、らせん状のスペーサリブ１６を形成する三葉の断面（図５）を有する。正三角形の断面形状を有するジルコニウム又はジルコニウム合金の減速材（displacer）１７は、カーネルの長軸に沿って配置される。シード燃料棒１０は、ジョイントプレス（金型による押出成型）により単一の部材として製造される。らせん状のスペーサリブ１６の軸方向のコイルピッチは、燃料棒断面における対角距離に等しい間隔で配置された近接する燃料棒１０の軸の配置の状態に応じて選択され、燃料棒長さの５％から２０％である。燃料棒１０の鉛直方向配置の安定性は、底部においては支持グリッド１１によって、上部においてはガイドグリッド１３によって、炉心の高さに関してはチャネル内に自身の高さに対して均一な間隔で配置された不図示のベルトによって、それぞれ与えられる。シード燃料要素１０の周方向の配置は、２つの近接する燃料棒の三葉の断面が、燃料棒束の少なくとも１つの断面において２つの近接する燃料要素（図５）の軸を横切る対称な共通の平面を有するように決められる。

また、シードサブアッセンブリは、制御用部材を収容するガイドチャネルを形成する中央管１８と、サポートグリッド１３に取り付けられた外管１９とを備える。サポートグリッド１３は、炭化ホウ素（Ｂ_４Ｃ）及びチタン酸ジスプロシウム（Ｄ_ｙ２Ｏ_３ＴｉＯ_２）を基材とする不図示の制御用吸収体と炭化ホウ素及び酸化ガドリニウム（Ｇｄ_２Ｏ_３）を基材とする不図示の可燃吸収棒を挿入するためのガイドチャネルを形成し、軸方向に弾性変位可能にヘッド部７に配置される。ガイドチャネルを形成する外管１９はジルコニウム合金からなる。

ヘッド部７（図３）は、圧縮バネ２０、上部プレート２１、被覆部２２、及び下部プレート２３を含むバネ部材を備える。被覆部２２は、２つの嵌合部、すなわち、上部プレート２１に固定された上部部材２４と下部プレート２３に固定された下部部材２５とからなる。この圧縮バネ２０を含むバネ部材は、被覆部２２の内部に配置される。外管１９は、スリーブ２６に嵌め込まれ、（例えば、外管１９の外面に設けられた段差によって）このスリーブの下端に力を加えることができる。スリーブ２６は、バネ部材２０の圧縮バネを支持するフランジを有する。圧縮バネ２０の他端は上部プレート２１に支持される。外管１９の上端は、上部プレート２１に形成された開口を自由に通過し、スリーブ２６は、下部プレート２３に形成された開口を自由に通過する。外管１９は、その上端に止め具２７を有する。中央管１８は、外管１９と同様の方法で装着されるが、スリーブが無く下部プレートを自由に通過できる点が異なる。中央管１８が貫通するバネ２０は、ヘッド部７の下部プレート２３に直接支持される。支柱２８は、上端に止め具２９を有しており、下部プレート２３に取り付けられて、プレート２１とプレート２３との距離を制限する。支柱２８は、上部プレート２１の開口を自由に通過する。圧力部材３０は、シードサブアッセンブリ５のチャネル１２と接触しており、下部プレート２３に取り付けられる。したがって、上部プレート２１へ加えられた荷重は、チャネル１２が軸方向の動きに対して固定されているので、外管１９のルートと直接チャネル１２を経由するルートの両方で支持グリッド１１に伝えられる。

ヘッド部にはスリーブ２６を設けなくともよい。この場合、バネ部材の全ての圧縮バネ２０は、下部プレート２３に支持され、外管１９は、（中央管１８と同様に）対応する下部プレート２３の開口部を自由に通過する。チャネル１２が 動かないように固定されているので、上部プレート２１に加えられる全荷重は、チャネル１２を介して支持グリッド１１に直接伝達される。

シードサブアッセンブリ５のテール部は、ケーシングに取り付けられた固定装置３１を備える。このケーシングは、開口部３３を有する円筒状壁部３２、当該開口に配置されたボール３４、及び軸方向移動可能な環状スロット３６を有する固定部材３５を備える。固定装置３１は、シードサブアッセンブリ５とブランケットサブアッセンブリのテール部３７とを接続する。シードサブアッセンブリ及びブランケットサブアッセンブリのテール部を着脱可能に接続することが重要であり、固定装置３１は、他のいかなる形態に形成することも可能である。

ブランケットサブアッセンブリ６は、フレーム構造３８、当該フレームに配置された燃料棒束３９、及びテール部材４０を含む。

フレーム構造３８は、６つの縦長のアングル部材４１を有し、このアングル部材４１には、スペーサグリッド４２が抵抗スポット溶接で溶接されている。各スペーサグリッド４２は、リムに取り付けられた一組のセル（例えば、２２８個のセル）を、外側及び内側の六角形に形成するハニカム形状のグリッドである。このスペーサグリッド４２によって、燃料棒３９間の必要とされる間隔及び燃料棒３９とスペースグリッドセルとの接触部分の必要とされる長さが与えられ、放射能や熱によって燃料棒３９が長さ方向に伸張した場合に、当該燃料棒３９は、当該スペースグリッドセル内でスライドすることができる。スペーサグリッド４２は、また、燃料棒が燃料棒束内の内部応力を減少させるための最低限のすべり力、及び、運転中の摩擦による損耗を避けるのに必要な締まりを与える。スペーサグリッド４２は、その中央部に、シードサブアッセンブリのチャネル１２を収容する開口部を備える。

このアングル部材は、その下部において、ブランケットサブアッセンブリ６のテール部材４０に固定されている。テール部材４０には、ブランケットサブアッセンブリの支持グリッド４３が、燃料棒３９を保持するために取り付けられている。ブランケットサブアッセンブリ６の支持グリッド４３は、通常運転時、通常運転に違反したとき、及び設計ミスによる事故が起こったときに発生する荷重に対する機械的強度と、計算上必要な水圧耐性とを与える。

ブランケットサブアッセンブリの燃料棒束３９は、容積比１２％のＵＯ_２と容積比８８％のＴｈＯ_２とを含み、濃縮度１９．７％のウラン−２３５を有する組成物からなる一組の燃料要素（例えば、２２８個の燃料要素）を含む。

シードサブアッセンブリ Ｖ_ｓｅｅｄの全燃料要素の体積とブランケットサブアッセンブリＶ_{ｂｌａｎｋ}の全燃料要素の体積との比率は、概ね０．７２である。

ブランケットサブアッセンブリ６のテール部材４０は、支持グリッド４３、ケーシング４４、及び留め具４５によってテール部材４０に固定されたリング４６を含む。このリングは、固定装置３１と接している。ブランケット燃料要素３９の端部は、支持グリッド４３に取り付けられる。支持グリッド４３は、通常運転時、通常運転に違反したとき、及び設計ミスによる事故が起こったときに発生する荷重に対する機械的強度と、冷却液（水）の流れに対する水圧耐性とを与える。ケーシング４４は、軽水炉の不図示のサポート管と接続され、シードサブアッセンブリ及びブランケットサブアッセンブリの区域へ冷却液を送り込むガイド装置として働く。

図７〜９は、核燃料集合体２の構成の第２の代替手段を示す。この第２の態様の構造は、シードサブアッセンブリ及びブランケットサブアッセンブリが互いに固定されていない点で、図２〜４に示されたものと異なる。図９に示されるように、シードサブアッセンブリのテール部は、固定装置３１に代えて円筒状の下部タイプレート４７を有し、ブランケットサブアッセンブリ６のテール部４０のケーシング４４には、図４に示された留め具４５及びリング４６が備えられていない。ヘッド部７（図８）の被覆部２２は、図３に示されたものと異なり、一つの部材で構成されている。この被覆部２２には、追加のバネ部材４８が固定（例えば、溶接）されている。追加のバネ部材４８は、周囲に均一に分布し被覆部２２に固定された複数の（例えば、６つの）追加上部プレート４９と、下部プレート２３に固定された追加の下部プレート５０と、プレート４９、５０に取り付けられた被覆材５１と、圧縮バネ５２と、サポート管５３とを主に含む。サポート管５３は、その下端で、ブランケットモジュール６の支持グリッド４３に取り付けられる。サポート管５３の上部部材は、外管１９と同様に、追加の上部プレート４９及び下部プレート５０に配置される。つまり、サポート管５３はスリーブ２６に嵌め込まれ、スリーブに上方向きの力を作用させることができる。バネ部材４８の圧縮バネ５２は、その一端をスリーブ２６のフランジに支持され、他端を上部プレート２１に支持される。サポート管５３の上部部材は、上部プレート４９の開口部を自由に通過し、スリーブ２６は下部プレート５０の開口部を自由に通過する。サポート管５３は、その上端に止め具５４を有する。

核燃料集合体が原子炉に設置される前に、シードサブアッセンブリ５及びブランケットサブアッセンブリ６は、個別に組み立てられる。

第１の実施形態に係るシードサブアッセンブリの組み立てにおいて、燃料要素１０は、チャネル１２に取り付けられたガイドグリッド１３に接続され、中央管１８及び外管１９は、ガイドグリッド１３へ取り付けられ、さらにヘッド部に接続される。中央管１８及び外管１９は、圧縮バネ２０及び上部プレート２１の開口部を介して、下部部材に配置されたスリーブ１７を自由に通過する。そして、止め具２７は、これらの管の上端に（例えば、ネジ継ぎ手やバイオネット継ぎ手によって）取り付けられる。

ブランケットサブアッセンブリの燃料要素３９は、スペーサグリッド４２を通過させて支持グリッド４３に取り付けることにより、フレーム構造９に収納される。

そして、組み立てられたシードサブアッセンブリ及びブランケットサブアッセンブリは、シードサブアッセンブリ５のチャネル１２をスペーサグリッド４２の中央部に設けられた開口部を通過させることによって接続され、単一の核燃料集合体を形成する。スペーサグリッド４２の中央部における開口部の構成は、チャネル１２の断面形状に一致しており、チャネル１２がその開口部を自由に通過することができるようになっている。シードサブアッセンブリのテール部における固定部材３５は、円筒状壁部３２の開口部３３に配置されたボール３４が環状溝３６において移動することができるように上方にシフトしており、これにより、円筒状壁部３２がリング４６を通過することができるようになっている。前記シードサブアッセンブリのテール部がリング４６の上端面に突き当たった後、ロック部材３６が下方にシフトされる。ボール３４は、溝３６の外へ押し出され、開口部３３において外側に壁のすぐ外側までシフトする。これにより、変位したボールとリング４６の底端面との相互作用により、シードサブアッセンブリのテール部は、ブランケットサブアッセンブリのテール部よりも上方に移動することができない。このようにして、シードサブアッセンブリ及びブランケットサブアッセンブリは、単一の核燃料集合体２を形成する。

核燃料集合体２が原子炉１に収容されたのち、テール部８は、軽水炉の不図示のサポート管内に配置され、核燃料集合体２は、ヘッド部７の上部プレート２１の被覆部材表面に支えられることによって、不図示の原子炉の上部プレートによって押し下げられる。そして、この力は、圧縮バネ２０によってバネ部材に伝達される。圧縮バネ２０は、核燃料集合体２が冷却液の中で底面から浮かび上がらないように決められた量で圧縮される。ヘッド部７の上部プレート２１は、バネ部材の圧縮量によって、下部プレート２３に対して下方へ移動する。上部プレート２１に固定された被覆部２２の上部部材２４と、下部プレート２３に固定された被覆部２２の下部部材２５とを嵌め合わせることにより、ヘッド部７の上部プレート２１が下部プレート２３に対して下方へ移動することができるようになる。

そして、バネ部材の圧縮バネ２０の底部側端部からの力は、外管１９にその底部側端部を介して作用し、これにより、スリーブ２６を介して外管１９及び支持グリッド１１へ伝達され、また、シードサブアッセンブリのテール部、固定装置３１、リング４６、及び留め具４５を介して、軽水炉の不図示のサポート管に接触しているブランケットサブアッセンブリ６のテール部４４に伝達される。

また、原子炉の上部プレートからの圧縮力の一部は、中央管１８を囲うとともに当該圧力部材３０に固定されている下部プレート２３に支持されているバネ２０の力が圧力部材３０に作用することによって、シードサブアッセンブリのチャネル１２に伝達される。ヘッド部７がスリーブ２６を有していない場合には、チャネル１２によって圧縮力の全体が伝達される。

冷却液は、ブランケットサブアッセンブリ６のテール部のケーシング４４を通じて核燃料集合体２へ流入する。この冷却液の流れは２つに分岐する。一方の流れはシードサブアッセンブリのケーシング１２へ流入してシード燃料要素１０を浸す流れであり、他方の流れはケーシング１２から流出してブランケットサブアッセンブリの燃料要素３９を浸す流れである。

不図示の原子炉の上部プレートから作用するヘッド部７の圧縮力は、特定の冷却液の流れで燃料要素が浮くことを防ぐ。

アッセンブリの有用性を保ったままで、（例えば核燃料集合体から公称出力を得るために）必要とされるシードサブアッセンブリ及びブランケットサブアッセンブリを通過する冷却液流の流路は、既存のＶＶＥＲ−１０００原子炉で用いられる核燃料集合体の高さに対する公称圧力勾配において、以下のものによって提供される。
‐ シードサブアッセンブリ及びブランケットサブアッセンブリの間でのチャネル１２の使用；‐ シード燃料要素１０の形状（三葉の断面）、当該シード燃料要素１０の周方向の相互配置、及び、らせん状のスペーサリブ１６のコイルピッチ。これにより、よく発達した熱伝導表面及び強制的な対流による冷却液の混合に基づくシードサブアッセンブリ断面における非常に均一な冷却液温度分布が促進される。

核燃料集合体２の完全な水力特性は、実用上、標準的な核燃料集合体の特性と一致しており、これによって、本発明に係る核燃料集合体を備えたＶＶＥＲ−１０００原子炉の炉心の公称レベルにおける耐久度を維持することができる。したがって、本発明に係る核燃料集合体をＶＶＥＲ−１０００に設置しても、原子炉の主ループにおける冷却液の流速に変化を生じさせることはない。

シードサブアッセンブリの燃料要素１０は、運転中に加熱するにつれて、熱膨張及び放射線膨張によって上方に長くなる。外管１９は確保された間隔を維持してガイドグリッド１３のセルを通過するので、燃料要素束は、外管１９とは独立に膨張する。したがって、燃料要素１０の束は、耐力外管１９に影響を及ぼさず、外管１９に変形を生じさせない。したがって、運転中、核燃料集合体２の形状の幾何学的安定性が保たれる。

ブランケットサブアッセンブリの燃料要素３９は、運転中に長さ方向に膨張し、放射線膨張によって両端とヘッド部７との間に自由空間が生じ始める。

本発明の第２の実施形態に係る核燃料集合体２の運転も同様に行われるが、ブランケットサブアッセンブリのケーシング４４が原子炉の上部プレートからサポート管５３を介して伝達される圧縮力によって原子炉のサポート管に押し付けられる点で異なっている。また、サブアッセンブリの支持グリッド１１の力を伝達する圧縮バネ２０がスリーブ２６のフランジに作用することによって、ブランケットサブアッセンブリに取り付けられるシードサブアッセンブリの浮上が防止される。

本発明を利用することにより、核燃料集合体の構造中にトリウムの部材（ブランケットサブアッセンブリ）が存在するので、天然ウランを節約することができる。トリウムは、分裂の過程でウラン−２３３の形で２次的な核燃料を蓄積し、このような燃料を燃焼させることにより当該核燃料集合体を有する原子炉炉心の出力に大きく貢献する。これによって、ＶＶＥＲ−１０００原子炉用の従来の２次的核燃料（核兵器製造にも用いることができる原子炉級プルトニウム）の蓄積が大きく減少（８０％減少）し、新たな２次的核燃料であるウラン−２３３（より正確には、トリウムブランケットモジュール内に「適切に配置」されて燃焼した後に生じるもの）は、ウラン−２３２同位体及びプルトニウム同位体が混入していて核兵器製造に用いることができないため、非拡散特性を向上させることができ、使用済核燃料集合体の取り扱いの問題を簡素化することができる。使用済核燃料集合体の取り扱いに関する問題は、廃棄物の量を減らし、核燃料の特定のライフサイクルを増加させ、排出された核燃料に含まれる長寿命の放射性毒物を有する同位体の含有量を減少させることで、簡素化することができる。

本発明に係る核燃料集合体の構造は、機械的、水力学的、及び中性子の側面から見て、標準的な核燃料集合体の構造と互換性があるため、ＶＶＥＲ−１０００原子炉において本発明に係る核燃料集合体を使用することが可能となる。

ＶＶＥＲ−１０００原子炉用の標準的な核燃料集合体との機械的互換性は以下に掲げるものにより確保される。− 長期運転中の耐変形性及び核燃料の高分裂レベルを可能にするフレーム構造の存在；− 同一の接続寸法;− テール部、ヘッド部、及びフレーム構造について標準的な核燃料集合体の対応する部分と互換性のある設計をすること；− シードサブアッセンブリ設計が標準的な制御機構及び荷重処理装置と互換性があること。

シードサブアッセンブリ及びブランケットサブアッセンブリによって形成され、共通の供給（輸送）・回収ヘッダによって連結される２つの平行なチャネルのシステムが存在するため、本発明に係る核燃料集合体の水力特性は、標準的な核燃料集合体の特性と全般的に一致する。シードサブアッセンブリ及びブランケットサブアッセンブリは、吸入部及び排出部において水力学的に接続される。この核燃料集合体の構造によって、本発明に係る核燃料集合体を備えたＶＶＥＲ−１０００原子炉の炉心の公称レベルにおける耐久性を維持することができる。したがって、本発明に係る核燃料集合体をＶＶＥＲ−１０００原子炉に搭載しても、原子炉の主ループにおける冷却液流速に変化は生じない。ブランケットサブアッセンブリの活動部分であるアッセンブリの吸入部とアッセンブリからの排出部との間の水力学的耐久度の比率は、本発明に係る核燃料集合体と標準的な核燃料集合体とで同程度であり、これによって、本発明に係る核燃料集合体と標準的な核燃料集合体との水力学的互換性が確保され、流入部と排出部との間で冷却液のオーバーフローも起こらない。これにより、原子炉用の標準的な核燃料集合体と同時に、本発明に係る核燃料集合体を何本か原子炉において使用することができる。

標準的な核燃料集合体との中性子的な互換性は、以下のものによって提供される。− 特定の核燃料組成及び可燃吸収剤を有する組成を用いることにより、特定の燃焼レベルが実現される；− シードに装荷される核燃料の特定の部分及びブランケット燃料組成を用いることにより、核燃料集合体の標準的な出力が実現される;− シード棒の様々な列に装荷される核燃料の特定の部分及びブランケットに装荷される核燃料の組成によって、出力の不均一さに関する要件が満たされる；− 標準的な核燃料集合体の一般的な範囲内での反応度効果は、核燃料組成の特定の特性を用いることによって維持される;− 出力レベルの規制及び標準的な制御システムを用いて出力を減少させることは、集合体と互換性のあるシードサブアッセンブリの外管に制御棒を導入する標準的なチャネルを用いることによって実現される。

本発明の他の効果は、本発明に係るシードブランケット核燃料集合体が組み立て式であることであり、これにより、シードサブアッセンブリを独立に交換することができる。シードサブアッセンブリを頻繁に交換することによって、核燃料集合体のブランケットサブアッセンブリに収納されたトリウムにとってより好ましい条件（中性子バランスと照射時間）を作り出すことができる。

Claims (25)

1. 原子炉の燃料集合体において使用される燃料要素であって、
   核分裂性物質を含むらせん状の複数のリブを形成する多数葉の輪郭を有するカーネルと、
   前記カーネルの長軸に沿って延伸する中央の金属の減速材と、
   前記カーネルを切れ目なく囲む金属の被覆材と、
   を備え、
   前記らせん状の複数のリブは、前記燃料要素の長さの５％から２０％の間のねじれの軸方向ピッチを有する、燃料要素。
2. 前記カーネルは、前記核分裂性物質および非核分裂性金属の合金を有する、請求項１に記載の燃料要素。
3. 前記カーネルにおける前記合金の前記核分裂性物質がウランを含む、請求項２に記載の燃料要素。
4. 前記カーネルにおける前記合金の前記非核分裂性金属がジルコニウムを含む、請求項２または３に記載の燃料要素。
5. 前記カーネルは、ウランの割合が容積比で０％よりも大きく３０％以下であり、当該ウランは、ウラン同位体Ｕ−２３５が重量比で０％よりも大きく２０％以下に濃縮されている、請求項１から４のいずれか１項に記載の燃料要素。
6. 前記カーネルが、原子炉級プルトニウムの割合が当該カーネルの容積比で０％より大きく３０％以下である、請求項１から５のいずれか１項に記載の燃料要素。
7. 前記被覆材がジルコニウムを有する、請求項１から６のいずれか１項に記載の燃料要素。
8. 前記被覆材は、前記カーネルの全体を被覆する、請求項７に記載の燃料要素。
9. 前記減速材が、ジルコニウムを有する、請求項１から８のいずれか１項に記載の燃料要素。
10. 前記減速材は、横方向にそって外側へ延伸し、らせん状の複数のリブのそれぞれと対向する複数のらせん状の突起を有する、請求項１から９のいずれか１項に記載の燃料要素。
11. 前記らせん状の複数のリブは周方向に等間隔の複数のリブを有し、
    前記減速材の断面形状は、前記複数のリブのそれぞれに対するかどを有した正多角形の形を取る、請求項１０に記載の燃料要素。
12. 前記正多角形の複数の頂点は、前記カーネルの前記らせん状の複数のリブと対向する、請求項１１に記載の燃料要素。
13. 前記輪郭は３つのリブを有する、請求項１から１２のいずれか１項に記載の燃料要素。
14. 陸上原子炉と組合せられて、前記燃料要素が当該原子炉に配置される、請求項１から１３のいずれか１項に記載の燃料要素。
15. 複数の前記燃料要素を支持するフレームを備えた燃料集合体と組み合わせられる、請求項１から１３のいずれか１項に記載の燃料要素。
16. 陸上原子炉と組合せられ、
    前記燃料要素が当該原子炉に配置され、前記カーネルがジルコニウムを有し、
    前記カーネルの前記核分裂性物質は、ウランを当該カーネルの容積比で０％よりも大きく３０％以下の割合で有し、かつ、ウラン同位体Ｕ−２３５が重量比で０％よりも大きく２０％以下の濃縮をされており、
    前記被覆材は、ジルコニウムを有し、
    前記減速材は、ジルコニウムを有し、
    前記減速材は、横方向にそって外側へ延伸し、らせん状の複数のリブのそれぞれと対向する複数のらせん状の突起を有する、請求項１に記載の燃料要素。
17. 原子炉において用いられる燃料集合体であって、
    原子炉に取り外し可能に配置されるように構成されるフレームと、
    前記フレームにより支持された複数の燃料要素と、
    を備え、
    前記複数の燃料要素のうちの少なくとも幾つかのそれぞれは、
    核分裂性物質を含むらせん状の複数のリブを形成する多数葉の輪郭を有するカーネルと、
    前記カーネルの長軸に沿って延伸する中央の金属の減速材と、
    前記カーネルを切れ目なく囲む金属の被覆材と、
    を備える、燃料集合体。
18. 陸上原子炉と組合せられて、前記燃料集合体が当該原子炉に配置される、請求項１７に記載の燃料集合体。
19. 前記複数の燃料要素の前記少なくとも幾つかにおける前記金属の被覆材は、ジルコニウムを含む、請求項１７または１８に記載の燃料集合体。
20. 前記複数の燃料要素の前記少なくとも幾つかにおける前記カーネルは、ウラン‐ジルコニウム金属を有する、請求項１７から１９のいずれか１項に記載の燃料集合体。
21. 前記カーネルにおける前記核分裂性物質は、当該カーネルの容積比で、０％よりも大きく３０％以下のウランを有し、かつウラン同位体Ｕ−２３５が０％よりも大きく２０％以下に濃縮されている、請求項１７から２０のいずれか１項に記載の燃料集合体。
22. 原子炉において用いられる燃料要素を製造する方法であって、
    カーネル、中央の金属の減速材、及び被覆材を、前記燃料要素を形成すべく、金型によるジョイント押出成型を行う段階と、
    を備え、
    前記ジョイント押出成型の後、
    前記カーネルは、核分裂性物質を含むらせん状の複数のリブを形成する多数葉の輪郭を有し、
    前記減速材は、前記カーネルの長軸に沿って延伸し、
    前記金属の被覆材が前記カーネルを囲み、
    前記らせん状の複数のリブは、前記燃料要素の長さの５％から２０％の間のねじれの軸方向ピッチを有する、方法。
23. 前記被覆材が、ジルコニウムを含む、請求項２２に記載の方法。
24. 前記カーネルが、ウラン‐ジルコニウム金属を有する、請求項２２または２３に記載の方法。
25. 請求項２２から２４のいずれか１項に記載の方法で製造された前記燃料要素を陸上原子炉における原子炉に配置する段階を備える、方法。

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