JP6588155B2 - 燃料集合体及びそれを装荷する原子炉の炉心 - Google Patents

Description

本発明は、燃料集合体及びそれを装荷する炉心に係り、特に、超ウラン元素（ＴＲＵ）を燃焼させるのに好適な燃料集合体及びそれを装荷する原子炉の炉心に関する。

沸騰水型原子炉の炉心には、複数の燃料集合体が装荷されている。燃料集合体は、核燃料物質（例えば、酸化ウラン）を含む複数の燃料ペレットを封入した複数の燃料棒、燃料棒の上端部を支持する上部タイプレート、燃料棒の下端部を支持する下部タイプレート、燃料棒間の間隔を保持する複数の燃料スペーサ、及びチャンネルボックスを有する。チャンネルボックスは、上端部が上部タイプレートに取り付けられて下部タイプレートへ向かい延伸し、複数の燃料スペーサによって束ねられた複数の燃料棒を取り囲んでいる。

この燃料が原子炉で使用された後に、使用済み燃料からプルトニウムを再処理工程で取り出し、混合酸化物燃料(ＭＯＸ燃料)として軽水炉で燃焼させるプルサーマル発電が行われている。この方法では、主に核分裂性プルトニウムを燃焼させることができるが、より高次の生成物であるマイナーアクチノイド（Ｍｉｎｏｒ ａｃｔｉｎｉｄｅ：以下、ＭＡと称する）ができる。プルトニウムとＭＡを合わせて超ウラン元素（Ｔｒａｎｓｕｒａｎｉｕｍ Ｅｌｅｍｅｎｔｓ：ＴＲＵ）と呼ばれる。超ウラン元素は、ウランが原子炉で燃焼した後にできる生成物であり、一部の核種の半減期が長いために、天然ウランレベルまで有害性を低減するためには長期間の保管を必要とする。

この問題を解決するため、超ウラン元素を燃焼する原子炉システムが提案されている。超ウラン元素を低減する方法として核分裂が利用されるが、非核分裂性の核種は核分裂断面積が小さい。しかし、エネルギーの高い領域では核分裂断面積が比較的大きくなることから、炉心内の中性子スペクトルを硬化することで、超ウラン元素の燃焼を促進する。そのため、従来の軽水炉とは異なり、中性子スペクトルを硬化できる炉心や燃料が用いられる。

超ウラン元素を燃焼できる炉心として、沸騰水型原子炉の原理を用いた燃焼炉がある。沸騰水型原子炉では、水が加熱されて蒸気(ボイド)になると、体積当たりの水素原子密度が低下するため、中性子の減速が抑制される。このことを活用して、水を排除した炉心及び燃料構成を用いることで、超ウラン元素の燃焼に好適な構成とすることができる。
現行の沸騰水型原子炉でＭＡを効率よく燃焼する方法について、例えば特許文献１に記載される技術が提案されている。上述のように、沸騰水型原子炉では炉心上部で蒸気割合が高いため、中性子スペクトルが硬くなる。そこで特許文献１では、一般的に沸騰水型原子炉で用いられる濃縮ウラン燃料やＭＯＸ燃料と共に、上部燃料領域にＭＡを装荷し、下部燃料領域及び中間燃料領域にはＭＡを装荷しない構成とすることにより、ＭＡの燃焼効率を増大している。

特開平５−４５４８２号公報

ＭＡを装荷した燃料は、濃縮ウラン燃料及びＭＯＸ燃料と共に用いられる。一般に沸騰水型原子炉では、ボイド率が増大すると、中性子の減速が抑制され、中性子スペクトルが硬くなる。これにより核分裂反応が抑制される。また、ＭＡは核分裂性物質と比べて、低いエネルギーの中性子では核分裂反応断面積が小さく、吸収断面積が大きいため、中性子スペクトルを硬くする効果がある。特許文献１に開示されるように、上部燃料領域にＭＡを装荷すると、ＭＡの核分裂割合は大きくなるが、中性子スペクトルが硬くなることで、核分裂反応は少なく（出力は低く）なる。その対策として、上部燃料領域の核分裂性物質割合を増加させて、軸方向上下における出力分布を平坦とする方法が考えられるが、この場合、核分裂性物質が多くなり過ぎると、ＭＡによる核分裂が阻害されるという課題が生じる。

超ウラン元素（ＴＲＵ）装荷量を増大し、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）の装荷量が多くなると、燃料水平方向断面が無限に連続する場合（無限格子）を仮定したとき、ボイドに対する反応度は正となる。また、体系中の燃料に対する減速材（水）の割合を低下させることも同様の効果がある。これは上述の沸騰水型原子炉のボイドに対する反応とは逆である。このような炉心では、炉心上部ほど出力が高くなりやすい。
従って、出力ピーキングを平坦化して設計制限値内とするためには、上部燃料領域における超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を下げて、出力を低下させる必要がある。また、安全性の観点から炉心のボイドに対する反応度を負とするため扁平な炉心構成となり、その結果、炉心の超ウラン元素（ＴＲＵ）装荷量が減少して非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）の燃焼量が低下するとう課題が生じる。

そこで本発明は、炉心の軸方向出力分布を平坦化しつつ、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）の燃焼効率を増大し得る燃料集合体及びそれを装荷する原子炉の炉心を提供する。

上記課題を解決するため、本発明の燃料集合体は、軸方向に沿って上部燃料領域及び下部燃料領域を有し、前記上部燃料領域及び下部燃料領域は、重金属中の非核分裂性超ウラン元素割合が２０ｗｔ％以上であり、前記上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合が、前記下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする。
また、本発明の原子炉の炉心は、複数の燃料集合体を装荷し、前記燃料集合体は、軸方向に沿って上部燃料領域及び下部燃料領域を備え、前記上部燃料領域及び下部燃料領域は、重金属中の非核分裂性超ウラン元素割合が２０ｗｔ％以上であり、前記上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合が、前記下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする。

本発明によれば、炉心の軸方向出力分布を平坦化しつつ、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）の燃焼効率を増大し得る燃料集合体及びそれを装荷する原子炉の炉心を提供することが可能となる。
上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。

本発明の一実施例に係る実施例１の燃料集合体の全体概略構成図である。 図１に示す燃料集合体のＡ−Ａ断面図矢視図（水平断面図）である。 実施例１の燃料集合体に用いられる核燃料物質の軸方向（高さ方向）の分布図である。 核燃料物質に対する減速材割合が１．４の体系における、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合とボイド反応度係数の関係を示す説明図である。 図１に示す燃料集合体を装荷する炉心を備えた資源再利用型沸騰水型原子炉の概略構成図である。 本発明の他の実施例に係る実施例２の燃料集合体に用いられる核燃料物質の軸方向（高さ方向）の分布図である。 本発明の他の実施例に係る実施例３の燃料集合体に用いられる核燃料物質の軸方向（高さ方向）の分布図である。

本発明者等は、種々の検討を重ね、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）の燃焼効率を増大させる新たな構成を見出した。この検討結果および新たに見出した燃料集合体の概要を以下に説明する。

従来技術にあるように、沸騰水型原子炉（Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ：ＢＷＲ）では上部燃料領域にＭＡなどの非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を装荷すると、中性子スペクトルが硬くなることにより、出力が低下して非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）の燃焼量が低下する。そこで本発明者等は、スペクトルが硬くなった場合に出力が増大するような、燃料有効領域における位置に装荷すればよいと考えた。しかし、スペクトルが硬くなると出力が増大する反応は、沸騰水型原子炉において、ボイド反応度係数が正であることを意味する。仮に、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を装荷することで、ボイド反応度係数が正側になるとすれば、炉心のボイド反応度係数が正側に移行し、結果として炉心の安全性を低下させることになる。

そこで、本発明者等は、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）装荷量に対するボイド反応度係数についての評価を行った。図４は、核燃料物質に対する減速材割合が１．４の体系における、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合とボイド反応度係数の関係を示す説明図である。なお、核燃料物質に対する減速材割合が１．４の体系とは、減速材である冷却水の体積が核燃料物質の体積の１．４倍であることを意味する。評価に用いた核燃料物質は、劣化ウランを母材とし、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）装荷量：核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）装荷量＝２：１の割合で核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を含んでいる。ここで、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）は、８０％程度の偶数核プルトニウム同位体と２０％程度のＭＡを含んでいる。

図４では、横軸に非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合（ｗｔ％）を、縦軸にボイド反応度係数（ｐｃｍ）を取り、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合に対するボイド反応度係数の変化を示している。ここで、縦軸のボイド反応度係数の単位ｐｃｍは、ｐｅｒｃｅｎｔ ｍｉｌｌｅ＝％の１／１０００＝１０^―５である。図４に示すように、重金属中の非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が増大するに伴い、ボイド反応度係数が増加し、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が約８.０ｗｔ％を境にボイド反応度係数が「負」から「正」に転じる。その後、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が２０ｗｔ％以降では、ボイド反応度係数は一定となる。すなわち、本発明者等は、重金属中の非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を２０ｗｔ％以上とすることにより、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を増大させてもボイド反応度係数を悪化させないことを見出した。

これにより、詳細は後述するが、燃料有効領域の軸方向における上部側の上部燃料領域及び下部側の下部燃料領域の２つの領域の燃料有効領域（非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）及び核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を含む）を有する核燃料において、比較的出力が高くなる上部燃料領域に非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を装荷することにより、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を燃焼させつつも、ボイド反応度係数が悪化しない、つまり炉心特性を維持できる。このことは、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）の燃焼効率を増大できることを意味する。

上記の検討結果を反映した、本発明の実施例を以下に図面を用いて説明する。
なお、以下では、資源再利用型沸騰水型原子炉（Ｒｅｓｏｕｒｃｅ−Ｒｅｎｅｗａｂｌｅ Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ：ＲＢＷＲ）を一例として説明するが、これに限られるものでは無い。例えば、改良型沸騰水型原子炉（Ａｄｖａｎｃｅｄ Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ：ＡＢＷＲ）、再循環ポンプを備え減速材としての冷却水を原子炉圧力容器外へ通流し再び原子炉圧力容器内のダウンカマへ流入させることで冷却水を循環させる通常の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）、或は、チムニによる冷却水の自然循環方式を用いることで、ＢＷＲにおける再循環ポンプ、ＡＢＷＲにおけるインターナルポンプを不要とする高経済性単純化沸騰水型原子炉（Ｅｃｏｎｏｍｉｃ Ｓｉｍｐｌｉｆｉｅｄ Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ：ＥＳＢＷＲ）等、その他の原子炉へも同様に適用可能である。

図１は、本発明の一実施例に係る実施例１の燃料集合体の全体概略構成図であり、図２は、図１に示す燃料集合体のＡ−Ａ断面図矢視図（水平断面図）であり、図５は、図１に示す燃料集合体を装荷する炉心を備えた資源再利用型沸騰水型原子炉（ＲＢＷＲ）の概略構成図である。
図５に示すように、資源再利用型沸騰水型原子炉（ＲＢＷＲ）は、原子炉圧力容器（原子炉容器）１０３内に円筒状の炉心シュラウド１０２が設けられ、炉心シュラウド１０２内に、複数体の燃料集合体（図示せず）が装荷された炉心１０５が配設されている。また、原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶと称する）１０３内には、炉心１０５の上方へと延伸する気水分離器１０６及び気水分離器１０６の上方に配される蒸気乾燥器１０７が設けられている。ＲＰＶ１０３と炉心シュラウド１０２の間には環状のダウンカマ１０４が形成されている。ダウンカマ１０４内には、インターナルポンプ１１５が配設されている。

インターナルポンプ１１５から吐出された冷却水は、下部プレナム１２２を経て炉心１０５に供給される。冷却水は、炉心１０５を通過する際に加熱されて水及び蒸気を含む気液二相流となる。気水分離器１０６は気液二相流を蒸気と水に分離する。分離された蒸気は、更に蒸気乾燥器１０７で湿分が除去されて主蒸気配管１０８に導かれる。この湿分が除去された蒸気は、蒸気タービン（図示せず）に導かれ、蒸気タービンを回転させる。蒸気タービンに連結された発電機が回転し、電力を発生する。蒸気タービンから排出された蒸気は、復水器（図示せず）で凝縮されて水となる。この凝縮水は、冷却水として給水配管１０９によりＲＰＶ１０３内に供給される。気水分離器１０６及び蒸気乾燥器１０７で分離された水は、落下して冷却水としてダウンカマ１０４内に達する。
なお、図５では図示しないが、ＲＰＶ１０３の下部プレナム１２２には、燃料集合体の核反応を制御するため、炉心１０５へ複数の横断面Ｙ字状の制御棒を挿入可能とする制御棒案内管が設けられ、ＲＰＶ１０３の底部より下方に設置された制御棒駆動機構ハウジング内に制御棒駆動機構を備え、制御棒は制御棒駆動機構に連結されている。ここで、横断面Ｙ字状の制御棒は、中心に位置するタイロッドから外側に向かって延伸する３枚の翼を備え、各翼は中性子吸収材であるＢ_４Ｃが充填された複数の中性子吸収棒を有する。これら３枚の翼は、タイロッドの周囲に相互に１２０度の間隔にて配されている。そして、炉心１０５に三角格子状に稠密に装荷される複数の燃料集合体（詳細後述する）のうち、相互に隣接する３体の燃料集合体の間に、１本の横断面Ｙ字状の制御棒が挿入される。

図１に示すように、燃料集合体１は、複数の燃料棒２、上部タイプレート３、下部タイプレート４、複数の燃料スペーサ６、チャンネルボックス５を備えている。燃料棒２は、複数の燃料ペレット（図示せず）を、密封された被覆管（図示せず）内に充填している。下部タイプレート４は各燃料棒２の下端部を支持し、上部タイプレート３は各燃料棒２の上端部を保持する。これらの燃料棒２は、図２に示すように、燃料集合体１の水平断面において三角格子状に配されている。また複数の燃料スペーサ６は、図１に示すように、燃料集合体１の軸方向において所定の間隔にて離間し配され、燃料棒２の相互間に、冷却水が流れる流路を形成するように、燃料棒２を保持している。横断面が六角形状をなす筒状のチャンネルボックス５（図２）は、上部タイプレート３に取り付けられ、下方に向かって延伸している。燃料スペーサ６によって束ねられた各燃料棒２は、チャンネルボックス５内に配されている。上部タイプレート３には、その上端部にハンドルが締結されており、ハンドルを吊り上げると、燃料集合体１全体を引き上げることができる。

図３は、燃料集合体１に用いられる核燃料物質の軸方向（高さ方向）の分布図である。図３に示すように、燃料有効領域２０は、燃料集合体１の軸方向（高さ方向）において上端から下端へと向かい、上部燃料領域２１、ブランケット領域２２、及び下部燃料領域２３から構成される。図３では、燃料有効領域２０の軸方向の高さが９０ｃｍの場合を一例として示している。
上部燃料領域２１は、軸方向の高さが２０ｃｍであり、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を５４ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを１９ｗｔ％含んでいる。ブランケット領域２２は、軸方向の高さが５０ｃｍであり、その燃料組成は劣化ウラン１００ｗｔ％である。下部燃料領域２３は、軸方向の高さが２０ｃｍであり、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を４５ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを２８ｗｔ％含んでいる。

上部燃料領域２１及び下部燃料領域２３は、共に非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２０ｗｔ％以上含んでいる。そして、上部燃料領域２１に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が、下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きい。このように、燃料有効領域２０における核燃料物質の組成分布とすることで、上部燃料領域２１の出力を抑制し炉心１０５の軸方向出力分布を平坦化できると共に、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）の燃焼効率を増大することが可能となる。更に、中性子の漏れが大きい燃料有効領域２０の軸方向上部にボイド反応度が正側となる断面を有することで、ボイド率低下時に出力分布が上部ピークとなるため中性子漏洩量が増加し、炉心１０５（図５）の実効増倍率が低下するため、結果として炉心１０５のボイド反応度係数を負側にすることが可能となる。

図３では、上部燃料領域２１及び下部燃料領域２３に含まれる核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が２７ｗｔ％と同一の場合を一例として示したが、これに限らず、上部燃料領域２１及び下部燃料領域２３において、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を異なる値としても良い。また、本実施例では、上部燃料領域２１に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を５４ｗｔ％、下部燃料領域２３に非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を４５ｗｔ％としたが、必ずしもこれらの割合に限られるものではない。すなわち、上部燃料領域２１及び下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が２０ｗｔ％以上であり、上部燃料領域２１に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が、下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きければ、いずれの値としても良い。

以上の通り、本実施例によれば、炉心の軸方向出力分布を平坦化しつつ、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）の燃焼効率を増大することが可能となる。
また、ボイド率低下時においても、炉心のボイド反応度係数を負側にすることが可能となる。

図６は、本発明の他の実施例に係る実施例２の燃料集合体に用いられる核燃料物質の軸方向（高さ方向）の分布図である。本実施例では、燃料有効領域を構成する上部燃料領域を、燃料有効領域の上端より第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域にて形成し、これら第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合の平均値が、下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きくした点が実施例１と異なる。その他の構成は、実施例１と同様であり以下では実施例１と重複する説明を省略する。

図６に示すように、燃料有効領域２０は、燃料集合体１の軸方向（高さ方向）において上端から下端へと向かい、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、ブランケット領域２２、及び下部燃料領域２３から構成される。図６では、燃料有効領域２０の軸方向の高さが９０ｃｍの場合を一例として示している。
第１上部燃料領域２１ａは、軸方向の高さが５ｃｍであり、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を５７ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを１６ｗｔ％含んでいる。第２上部燃料領域２１ｂは、軸方向の高さが１５ｃｍであり、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を５１ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを２２ｗｔ％含んでいる。また、ブランケット領域２２は、軸方向の高さが５０ｃｍであり、その燃料組成は劣化ウラン１００ｗｔ％である。下部燃料領域２３は、軸方向の高さが２０ｃｍであり、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を４５ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを２８ｗｔ％含んでいる。第１上部燃料領域２１ａ及び第２上部燃料領域２１ｂの各核燃料物質の平均値は、それぞれ、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）が５４ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）が２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを１９ｗｔ％である。

第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、及び下部燃料領域２３は、共に非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２０ｗｔ％以上含んでいる。また、第１上部燃料領域２１ａ及び第２上部燃料領域２１ｂの非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合の平均値は、下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きい。そして、第１上部燃料領域２１ａの非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が、第２上部燃料領域２１ｂの非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きい。すなわち、燃料有効領域２０の上部側において、第１上部燃料領域２１ａ及び第２上部燃料領域２１ｂを含む領域内で、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合に分布を有している。

また、燃料有効領域２０の軸方向上端部よりも上方は、蒸気の領域であるため、中性子の減速効果が大きく、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）が反応をおこしやすく、出力が増大する傾向にある。従って、上述のように、燃料有効領域２０における核燃料物質の組成分布とすることで、第１上部燃料領域２１ａ及び第２上部燃料領域２１ｂにおける非核分裂性ウラン元素（ＴＲＵ）、特に、第１上部燃料領域２１ａにおける非核分裂性ウラン元素（ＴＲＵ）が増大しているため、燃料有効領域２０の軸方向上端での出力ピークを、実施例１に比べ更に低減することができ、第１上部燃料領域２１ａ及び第２上部燃料領域２１ｂ内での軸方向出力分布を平坦にすることができる。

なお、図６では、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、及び下部燃料領域２３における核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が２７ｗｔ％と同一の場合を一例として示したが、これに限らず、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ及び下部燃料領域２３において、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を異なる値としても良い。また、本実施例では、第１上部燃料領域２１ａに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を５７ｗｔ％、第２上部燃料領域２１ｂに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を５１ｗｔ％、下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を４５ｗｔ％としたが、必ずしもこれらの割合に限られるものではない。すなわち、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、及び下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が２０ｗｔ％以上であり、第１上部燃料領域２１ａ及び第２上部燃料領域２１ｂに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合の平均値が、下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きければ、いずれの値としても良い。なお、この場合においても第１上部燃料領域２１ａに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が、第２上部燃料領域２１ｂに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きくすることが望ましい。

以上の通り、本実施例によれば、実施例１の効果に加え、更に、実施例１と比較し燃料有効領域の軸方向上端での出力ピークを低減することが可能となる。
また、第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域内での軸方向出力分布を平坦化することが可能となる。

図７は、本発明の他の実施例に係る実施例３の燃料集合体に用いられる核燃料物質の軸方向（高さ方向）の分布図である。本実施例では、燃料有効領域を構成する上部燃料領域を、燃料有効領域の上端より、第１上部燃料領域、第２上部燃料領域、第３上部燃料領域にて形成し、これら第１上部燃料領域、第２上部燃料領域及び第３上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合の平均値が、下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きくした点が実施例１と異なる。その他の構成は、実施例１と同様であり以下では実施例１と重複する説明を省略する。

図７に示すように、燃料有効領域２０は、燃料集合体１の軸方向（高さ方向）において上端から下端へと向かい、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、第３上部燃料領域２１ｃ、ブランケット領域２２、及び下部燃料領域２３から構成される。図７では、燃料有効領域２０の軸方向の高さが９０ｃｍの場合を一例として示している。
第１上部燃料領域２１ａは、軸方向の高さが５ｃｍであり、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を５８ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを１５ｗｔ％含んでいる。第２上部燃料領域２１ｂは、軸方向の高さが１０ｃｍであり、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を５０ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを２３ｗｔ％含んでいる。第３上部燃料領域２１ｃは、軸方向の高さが５ｃｍであり、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を５８ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを１５ｗｔ％含んでいる。また、ブランケット領域２２は、軸方向の高さが５０ｃｍであり、その燃料組成は劣化ウラン１００ｗｔ％である。下部燃料領域２３は、軸方向の高さが２０ｃｍであり、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を４５ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを２８ｗｔ％含んでいる。第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、及び第３上部燃料領域２１ｃの各核燃料物質の平均値は、それぞれ、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）が５４ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）が２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを１９ｗｔ％である。

第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、第３上部燃料領域２１ｃ及び下部燃料領域２３は、共に非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２０ｗｔ％以上含んでいる。また、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、及び第３上部燃料領域２１ｃの非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合の平均値は、下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きい。そして、第１上部燃料領域２１ａ及び第３上部燃料領域２１ｃの非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合は同一であって、第２上部燃料領域２１ｂの非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きい。すなわち、燃料有効領域２０の上部側において、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、及び第３上部燃料領域２１ｃを含む領域内で、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合に分布を有している。

第３上部燃料領域２１ｃの下端部は、ブランケット領域２２の上端部に隣接するため、他の第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、及び下部燃料領域２３よりも中性子スペクトルが軟らかい。これは、上述の実施例２における効果と同様であり、第３上部燃料領域２１ｃの下端部でも出力ピークが発生する。従って、上述のように、燃料有効領域２０における核燃料物質の組成分布とすることで、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、及び第３上部燃料領域２１ｃにおける非核分裂性ウラン元素（ＴＲＵ）、特に、第３上部燃料領域２１ｃに含まれる非核分裂性ウラン元素（ＴＲＵ）が増大しているため、ブランケット領域２２と隣接する第３上部燃料領域２１ｃの下端部での出力ピークを低減することができ、第１上部燃料領域２１ａ〜第３上部燃料領域２１ｃ内での出力分布を平坦にすることができる。

なお、図７では、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、第３上部燃料領域２１ｃ及び下部燃料領域２３における核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が２７ｗｔ％と同一の場合を一例として示したが、これに限らず、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、第３上部燃料領域２１ｃ及び下部燃料領域２３において、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を異なる値としても良い。また、本実施例では、第１上部燃料領域２１ａ及び第３上部燃料領域２１ｃに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を５８ｗｔ％、第２上部燃料領域２１ｂに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を５０ｗｔ％、下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を４５ｗｔ％としたが、必ずしもこれらの割合に限られるものではない。すなわち、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、第３上部燃料領域２１ｃ及び下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が２０ｗｔ％以上であり、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、及び第３上部燃料領域２１ｃに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合の平均値が、下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きければ、いずれの値としても良い。
また、第１上部燃料領域２１ａに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が、第３上部燃料領域２１ｃに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きく、且つ、第３上部燃料領域２１ｃに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が、第２上部燃料領域２１ｂに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きい構成としても良い。この場合、燃料有効領域２０の軸方向上端部よりも上方は、蒸気の領域であるため、中性子の減速効果が大きく、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）が反応をおこしやすく、出力が増大する傾向にある。従って、第１上部燃料領域２１ａに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を最も大きくすることで、燃料有効領域２０の軸方向上端での出力ピークを、実施例１に比べ更に低減することができる。また、ブランケット領域２２に下端部が隣接する第３上部燃料領域２１ｃに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を、第２上部燃料領域２１ｂに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きくすることで、第３上部燃料領域２１ｃの下端部での出力ピークをより効果的に低減することが可能となる。

以上の通り、本実施例によれば、上述の実施例２の効果に加え、ブランケット領域と隣接する第３上部燃料領域の下端部での出力ピークを低減することができ、第１上部燃料領域、第２上部燃料領域及び第３上部燃料領域内での軸方向出力分布を更に平坦化することが可能となる。

なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の実施例の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。

１・・・燃料集合体，２・・・燃料棒，３・・・上部タイプレート，４・・・下部タイプレート，５・・・チャンネルボックス，６・・・燃料スペーサ，２０・・・燃料有効領域，２１・・・上部燃料領域，２１ａ・・・第１上部燃料領域，２１ｂ・・・第２上部燃料領域，２１ｃ・・・第３上部燃料領域，２２・・・ブランケット領域，２３・・・下部燃料領域，１０２・・・炉心シュラウド，１０３・・・原子炉圧力容器，１０４・・・ダウンカマ，１０５・・・炉心，１０６・・・気水分離器，１０７・・・蒸気乾燥器，１０８・・・主蒸気配管，１０９・・・給水配管，１１５・・・インターナルポンプ，１２２・・・下部プレナム

Claims (16)

1. 軸方向に沿って上部燃料領域及び下部燃料領域を有する燃料集合体であって、
   前記上部燃料領域及び下部燃料領域は、重金属中の非核分裂性超ウラン元素割合が２０ｗｔ％以上であり、前記上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合が、前記下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする燃料集合体。
2. 請求項１に記載の燃料集合体において、
   前記上部燃料領域は、軸方向上端部より第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域を有し、前記第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合の平均値が、前記下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする燃料集合体。
3. 請求項２に記載の燃料集合体において、
   前記第１上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合が、前記第２上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする燃料集合体。
4. 請求項１に記載の燃料集合体において、
   前記上部燃料領域は、軸方向上端部より第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域並びに第３上部燃料領域を有し、前記第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域並びに第３上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合の平均値が、前記下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする燃料集合体。
5. 請求項４に記載の燃料集合体において、
   前記第１上部燃料領域及び前記第３上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合が、前記第２上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする燃料集合体。
6. 請求項５に記載の燃料集合体において、
   前記第１上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合と、前記第３上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合と、が等しいことを特徴とする燃料集合体。
7. 請求項５に記載の燃料集合体において、
   前記第１上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合は、前記第３上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする燃料集合体。
8. 請求項１に記載の燃料集合体において、
   前記上部燃料領域と前記下部燃料領域との間に劣化ウランのみを含むブランケット領域を備え、
   前記ブランケット領域の軸方向の高さが、前記上部燃料領域及び前記下部燃料領域の軸方向の高さよりも大きいことを特徴とする燃料集合体。
9. 複数の燃料集合体を装荷する原子炉の炉心であって、
   前記燃料集合体は、軸方向に沿って上部燃料領域及び下部燃料領域を備え、
   前記上部燃料領域及び下部燃料領域は、重金属中の非核分裂性超ウラン元素割合が２０ｗｔ％以上であり、前記上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合が、前記下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする原子炉の炉心。
10. 請求項９に記載の原子炉の炉心において、
    前記上部燃料領域は、軸方向上端部より第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域を有し、前記第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合の平均値が、前記下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする原子炉の炉心。
11. 請求項１０に記載の原子炉の炉心において、
    前記第１上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合が、前記第２上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする原子炉の炉心。
12. 請求項９に記載の原子炉の炉心において、
    前記上部燃料領域は、軸方向上端部より第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域並びに第３上部燃料領域を有し、前記第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域並びに第３上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合の平均値が、前記下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする原子炉の炉心。
13. 請求項１２に記載の原子炉の炉心において、
    前記第１上部燃料領域及び前記第３上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合が、前記第２上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする原子炉の炉心。
14. 請求項１３に記載の原子炉の炉心において、
    前記第１上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合と、前記第３上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合と、が等しいことを特徴とする原子炉の炉心。
15. 請求項１３に記載の原子炉の炉心において、
    前記第１上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合は、前記第３上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする原子炉の炉心。
16. 請求項９に記載の原子炉の炉心において、
    前記上部燃料領域と前記下部燃料領域との間に劣化ウランのみを含むブランケット領域を備え、
    前記ブランケット領域の軸方向の高さが、前記上部燃料領域及び前記下部燃料領域の軸方向の高さよりも大きいことを特徴とする原子炉の炉心。

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