JPH03140896A - ガドリニア入り核燃料集合体 - Google Patents
ガドリニア入り核燃料集合体Info
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- JPH03140896A JPH03140896A JP1279529A JP27952989A JPH03140896A JP H03140896 A JPH03140896 A JP H03140896A JP 1279529 A JP1279529 A JP 1279529A JP 27952989 A JP27952989 A JP 27952989A JP H03140896 A JPH03140896 A JP H03140896A
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- nuclear fuel
- fuel rods
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- CMIHHWBVHJVIGI-UHFFFAOYSA-N gadolinium(iii) oxide Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[Gd+3].[Gd+3] CMIHHWBVHJVIGI-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 88
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Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
り産業上の利用分野］
この発明は、加圧水型原子炉の核燃料集合体に係わり、
局所的な出力ピーク抑制を目的としたガドリニア入り核
燃料集合体に関する。
局所的な出力ピーク抑制を目的としたガドリニア入り核
燃料集合体に関する。
［従来の技術］
加圧水型原子炉では、１サイクル運転継続するに必要な
だりの核分裂性物質Ｕ−２３５を寿命初期に炉心に装荷
するので、原子炉の運転ナイクル初期における余分な核
分裂（通常、余剰反応度と呼ばれる）を制御するために
冷却材中への硼素の添加、或いは、炉心での可燃性毒物
等の中性子吸収材の使用が行なわれている。
だりの核分裂性物質Ｕ−２３５を寿命初期に炉心に装荷
するので、原子炉の運転ナイクル初期における余分な核
分裂（通常、余剰反応度と呼ばれる）を制御するために
冷却材中への硼素の添加、或いは、炉心での可燃性毒物
等の中性子吸収材の使用が行なわれている。
この可燃性毒物として、従来から使用しているパーナブ
ルポイズン棒（ＢＰ棒）に代って、寿命末期での反応度
ペナルティが少なく、廃棄物貯蔵上の問題がないガドリ
ニア入り核燃料が使用されるようになってきているが、
ガドリニア入り核燃料の燃焼特性の違いから従来の天然
ウラン系核燃料から成る炉心に比べ出力ビーキングが厳
しくなるといった問題が生じている。
ルポイズン棒（ＢＰ棒）に代って、寿命末期での反応度
ペナルティが少なく、廃棄物貯蔵上の問題がないガドリ
ニア入り核燃料が使用されるようになってきているが、
ガドリニア入り核燃料の燃焼特性の違いから従来の天然
ウラン系核燃料から成る炉心に比べ出力ビーキングが厳
しくなるといった問題が生じている。
ここで、従来の炉心と、この炉心を構成する核燃料集合
体について説明すると、例えば第３図は典型的な３ルー
プ加圧木型原子炉の１／８炉心炉心図を示すもので、同
図において正方形の枡目−つが核燃料集合体の１体を表
しており、符号１゜の核燃料集合体は炉心中央位置の核
燃料集合体、枡目の中にＧｄと記載された符号１の核燃
料集合体はガドリニア入り核燃料集合体を表している。
体について説明すると、例えば第３図は典型的な３ルー
プ加圧木型原子炉の１／８炉心炉心図を示すもので、同
図において正方形の枡目−つが核燃料集合体の１体を表
しており、符号１゜の核燃料集合体は炉心中央位置の核
燃料集合体、枡目の中にＧｄと記載された符号１の核燃
料集合体はガドリニア入り核燃料集合体を表している。
すなわち、この３ループ加圧水型原子炉では炉心全体で
１５７体の核燃料集合体が用いられ、このうちガドリニ
ア入り核燃料集合体が４０体、残りの１１７体が天然ウ
ラン系核燃料集合体（枡目の中に記号の記載のないもの
）である。
１５７体の核燃料集合体が用いられ、このうちガドリニ
ア入り核燃料集合体が４０体、残りの１１７体が天然ウ
ラン系核燃料集合体（枡目の中に記号の記載のないもの
）である。
ガドリニア入り核燃料集合体１は、その燃料棒配置の典
型例を示す第２図を用いて説明すると、同図は１７Ｘ１
７ （縦１７列×横１７例）燃料支持格子２を使用した
核燃料集合体（ガドリニア入り）であり、燃料支持格子
２の多数の格子セル３に燃料棒が挿通されている。
型例を示す第２図を用いて説明すると、同図は１７Ｘ１
７ （縦１７列×横１７例）燃料支持格子２を使用した
核燃料集合体（ガドリニア入り）であり、燃料支持格子
２の多数の格子セル３に燃料棒が挿通されている。
燃料支持格子２の中心に位置する格子セルには炉内核計
装用シンプルがあって、このシンプル内を移動型中性子
検出器（図示していない）を走査することにより中性子
束を１１８１１する。格子ヒルにＸ印の付された部分は
制御棒案内シンプルが挿通されており、この制御棒案内
シンプルの軸方向に７〜１０個の燃料支持格子２が機械
的に結合され多数の燃料棒を支持している。
装用シンプルがあって、このシンプル内を移動型中性子
検出器（図示していない）を走査することにより中性子
束を１１８１１する。格子ヒルにＸ印の付された部分は
制御棒案内シンプルが挿通されており、この制御棒案内
シンプルの軸方向に７〜１０個の燃料支持格子２が機械
的に結合され多数の燃料棒を支持している。
加圧水型原子炉の核燃料集合体の基本構成は、周知であ
り、例えば特開昭６０−１４７６８４号の明細書及び図
面（第１図）に詳しく記載されているが、このガドリニ
ア入り核燃料集合体１についても基本構成は従来と同一
であり、ガドリニア入り二酸化ウラン燃料棒５（図にお
いてＧと記入のある燃料棒）が用いられている点のみが
相違している。
り、例えば特開昭６０−１４７６８４号の明細書及び図
面（第１図）に詳しく記載されているが、このガドリニ
ア入り核燃料集合体１についても基本構成は従来と同一
であり、ガドリニア入り二酸化ウラン燃料棒５（図にお
いてＧと記入のある燃料棒）が用いられている点のみが
相違している。
例えば、第２図に示したガドリニア入り核燃料集合体１
では、符号６に示す天然ウラン系二酸化ウラン燃料棒（
Ｕ−２３５濃縮度４．１重量パーセント）が２４８本、
符号５に示すガドリニア入り二酸化ウラン燃料棒（Ｕ−
２３５１１１１ｆ痕２．６重量パーセント、ガドリニア
６．０重量パーセント添加）が１６本である。そして、
ガドリニア入り二酸化ウラン燃料棒５は第２図に示す通
りほぼ平均に分散配置されているが、制御棒位置との関
係で見ると集合体コーナ一部が若干密な関係に配置され
ている。
では、符号６に示す天然ウラン系二酸化ウラン燃料棒（
Ｕ−２３５濃縮度４．１重量パーセント）が２４８本、
符号５に示すガドリニア入り二酸化ウラン燃料棒（Ｕ−
２３５１１１１ｆ痕２．６重量パーセント、ガドリニア
６．０重量パーセント添加）が１６本である。そして、
ガドリニア入り二酸化ウラン燃料棒５は第２図に示す通
りほぼ平均に分散配置されているが、制御棒位置との関
係で見ると集合体コーナ一部が若干密な関係に配置され
ている。
［発明が解決しようとする課題］
このような、従来のガドリニア入り核燃料集合体を炉心
に用いた場合、中性子吸収物質であるガドリニアが運転
サイクル中期から末期にかけて燃え尽ぎてしまうため、
それにつれてガドリニア入り核燃料集合体の出力ピーク
が高くなる問題かある。
に用いた場合、中性子吸収物質であるガドリニアが運転
サイクル中期から末期にかけて燃え尽ぎてしまうため、
それにつれてガドリニア入り核燃料集合体の出力ピーク
が高くなる問題かある。
また、出力ピークの問題とは別に、資源有効利用の観点
より使用済燃料を再処理し、得られる回収ウランを燃料
に利用する計画がなされているが、回収ウラン中には天
然ウラン系燃料にはほとんど含まれていない中性子吸収
物質であるＵ−２３６及びＵ−２３４が存在するため、
同じ濃縮度でも従来の天然ウラン系核燃料に比べ反応疫
損失が生ずる。この反応度損失を補って、天然ウラン系
核燃料と反応度的に等価に扱うためには濃縮度を高める
必要がある等問題があった。
より使用済燃料を再処理し、得られる回収ウランを燃料
に利用する計画がなされているが、回収ウラン中には天
然ウラン系燃料にはほとんど含まれていない中性子吸収
物質であるＵ−２３６及びＵ−２３４が存在するため、
同じ濃縮度でも従来の天然ウラン系核燃料に比べ反応疫
損失が生ずる。この反応度損失を補って、天然ウラン系
核燃料と反応度的に等価に扱うためには濃縮度を高める
必要がある等問題があった。
そこで、この発明は、前述のガドリニア入り核燃料集合
体における出力ピークの問題について解消を図ると共に
、この出力ピークの解消を回収ウランの使用（利用）に
よって達成することで、ウラン資源の有効利用が図られ
たガドリニア入り核燃料集合体を提供することを目的と
するものである。
体における出力ピークの問題について解消を図ると共に
、この出力ピークの解消を回収ウランの使用（利用）に
よって達成することで、ウラン資源の有効利用が図られ
たガドリニア入り核燃料集合体を提供することを目的と
するものである。
［課題を解決するための手段］
この目的に対応して、この発明のガドリニア入り核燃料
集合体は、天然ウラン系二酸化ウラン燃料棒の複数とガ
ドリニア入り二酸化ウラン燃料棒の複数とが燃料支持格
子の格子セルに挿通されて成るガドリニア入り核燃料集
合体において、前記複数の天然ウラン系二酸化ウラン燃
料棒の一部または全部を回収ウランから成る燃料棒とし
たことを特徴としている。
集合体は、天然ウラン系二酸化ウラン燃料棒の複数とガ
ドリニア入り二酸化ウラン燃料棒の複数とが燃料支持格
子の格子セルに挿通されて成るガドリニア入り核燃料集
合体において、前記複数の天然ウラン系二酸化ウラン燃
料棒の一部または全部を回収ウランから成る燃料棒とし
たことを特徴としている。
［作用］
ガドリニア入り核燃料集合体に回収ウラン燃料を使用Ｊ
゛ると、当該核燃料集合体の反応度を通常より低下させ
ることができるので、出力ピークの低減が図られる。
゛ると、当該核燃料集合体の反応度を通常より低下させ
ることができるので、出力ピークの低減が図られる。
また、天然ウラン系燃料に代り回収ウラン燃料が使用さ
れることより天然ウランの節約（資源有効利用）となる
。
れることより天然ウランの節約（資源有効利用）となる
。
［実施例］
以下、この発明の訂細を一実施例を示Ｊ゛図面について
説明する。
説明する。
第１図は本発明のガドリニア入り核燃料集合体の燃料棒
配置を示す平面図である。同図において符号１がガドリ
ニア入り核燃料集合体であって、ガドリニア入り核燃料
集合体１は多数の格子［ル３を備えた燃料支持格子２の
前記格子セルに天然ウラン系二酸化ウラン燃料棒６（図
中Ｏ印）、ガドリニア入り二酸化ウラン燃料棒５（図中
Ｏの中にＧ）、及び回収ウラン二酸化ウラン燃料棒７（
図中Ｏ印）が挿通されている。
配置を示す平面図である。同図において符号１がガドリ
ニア入り核燃料集合体であって、ガドリニア入り核燃料
集合体１は多数の格子［ル３を備えた燃料支持格子２の
前記格子セルに天然ウラン系二酸化ウラン燃料棒６（図
中Ｏ印）、ガドリニア入り二酸化ウラン燃料棒５（図中
Ｏの中にＧ）、及び回収ウラン二酸化ウラン燃料棒７（
図中Ｏ印）が挿通されている。
なお、この例では、天然ウラン系二酸化ウラン燃料棒６
、及び、ガドリニア入り二酸化ウラン燃料棒５の燃料組
成（すなわち核燃料ペレットの成分）は第２図に示した
従来のガドリニア入り核燃料集合体と同一であり、前者
がＵ−２３５濃縮度４．１重間パーセント、後者がＵ−
２３５１１１縮度２．６重間パーセント、ガドリニア６
．０重量パーセント添加ペレットである。
、及び、ガドリニア入り二酸化ウラン燃料棒５の燃料組
成（すなわち核燃料ペレットの成分）は第２図に示した
従来のガドリニア入り核燃料集合体と同一であり、前者
がＵ−２３５濃縮度４．１重間パーセント、後者がＵ−
２３５１１１縮度２．６重間パーセント、ガドリニア６
．０重量パーセント添加ペレットである。
そして、本発明では従来のガドリニア入り核燃料集合体
にはなかった回収ウラン二酸化ウラン燃料棒７が用いら
れているが、この燃料棒（例示の集合体では２４本）は
Ｕ−２３５濃縮度４．１重量パーセント、Ｕ−２３６１
１度１．０重間パーセントの核燃料ベレットが用いられ
ている。
にはなかった回収ウラン二酸化ウラン燃料棒７が用いら
れているが、この燃料棒（例示の集合体では２４本）は
Ｕ−２３５濃縮度４．１重量パーセント、Ｕ−２３６１
１度１．０重間パーセントの核燃料ベレットが用いられ
ている。
そして、回収ウラン二酸化ウラン燃料棒７は、図示の通
り燃料集合体コーナ一部近傍にある４本の制御棒案内シ
ンプルに囲まれた領域に配置されている。このような回
収ウラン二酸化ウラン燃料棒の配置は核燃料集合体に生
ずる局所的な出力ピークを効果的に抑制するためになさ
れるものであり、その使用本数及び配置位置は、局所出
力ビーキング（炉心の規模や形式、或いは、運転Ｖイク
ルによって異なる。）を勘案し、適宜選択される。
り燃料集合体コーナ一部近傍にある４本の制御棒案内シ
ンプルに囲まれた領域に配置されている。このような回
収ウラン二酸化ウラン燃料棒の配置は核燃料集合体に生
ずる局所的な出力ピークを効果的に抑制するためになさ
れるものであり、その使用本数及び配置位置は、局所出
力ビーキング（炉心の規模や形式、或いは、運転Ｖイク
ルによって異なる。）を勘案し、適宜選択される。
例えば、天然ウラン系二酸化ウラン燃料棒（ガドリニア
入り二酸化ウラン燃料棒以外の燃料棒）の代りに回収ウ
ランニ酸化ウラン燃料棒で構成したガドリニア入り核燃
料集合体を第３図に示す炉心（３ループ加圧水型原子炉
）に適用した場合の、燃焼に伴う炉心半径方向出力ビー
キング係数ＦＸＹの変化は、第４図に示す通り回収ウラ
ン燃料中に含まれるＵ−２３６１１Ｉ度が０．６重間パ
ーセント（同図の点線ｂ）、１．３重間パーセント（同
図の鎖線Ｃ）と増加することにより、炉心半径方向出力
ビーキング係数ＦＸ、はそれぞれ従来の回収ウランを使
用していないガドリニア入り核燃料集合体の場合（図に
おいて実線ａ）と比較し約１．５％及び約３％程痕下が
っている。
入り二酸化ウラン燃料棒以外の燃料棒）の代りに回収ウ
ランニ酸化ウラン燃料棒で構成したガドリニア入り核燃
料集合体を第３図に示す炉心（３ループ加圧水型原子炉
）に適用した場合の、燃焼に伴う炉心半径方向出力ビー
キング係数ＦＸＹの変化は、第４図に示す通り回収ウラ
ン燃料中に含まれるＵ−２３６１１Ｉ度が０．６重間パ
ーセント（同図の点線ｂ）、１．３重間パーセント（同
図の鎖線Ｃ）と増加することにより、炉心半径方向出力
ビーキング係数ＦＸ、はそれぞれ従来の回収ウランを使
用していないガドリニア入り核燃料集合体の場合（図に
おいて実線ａ）と比較し約１．５％及び約３％程痕下が
っている。
なお、回収ウラン燃料の見かけの濃縮度は３．６重量パ
ーセントであるが、中性子吸収物質であるＵ−２３６の
存在により実効的な反応度が低下し、出力ピークの低減
が可能となる。また、複数ある天然ウラン系二酸化ウラ
ン燃料棒の一部分を回収ウランから成る燃料棒に代える
ことによって反応度低下を極力抑え、かつ、局所的出力
ピークを抑制することができる。
ーセントであるが、中性子吸収物質であるＵ−２３６の
存在により実効的な反応度が低下し、出力ピークの低減
が可能となる。また、複数ある天然ウラン系二酸化ウラ
ン燃料棒の一部分を回収ウランから成る燃料棒に代える
ことによって反応度低下を極力抑え、かつ、局所的出力
ピークを抑制することができる。
［発明の効果］
このように、この発明のガドリニア入り核燃料集合体に
よれば、ガドリニア入り燃料使用炉心の炉心半径出力ビ
ー４゛ング係数ＦＸＹを低減することができ、炉心への
燃料集合体装荷パターン決定の際の裕度が増す。
よれば、ガドリニア入り燃料使用炉心の炉心半径出力ビ
ー４゛ング係数ＦＸＹを低減することができ、炉心への
燃料集合体装荷パターン決定の際の裕度が増す。
また、回収ウラン燃料利用促進に連がり、天然ウラン燃
料の節約による燃料サイクルコストの低減が図られる。
料の節約による燃料サイクルコストの低減が図られる。
更に、回収ウラン燃料の見かけの濃縮瓜が伯の天然ウラ
ン系燃料と同じであるため燃料管理が容易であり、反応
庶を補償するために濃縮度を高めるといった煩わしい操
作も不要となる等の利点がある。
ン系燃料と同じであるため燃料管理が容易であり、反応
庶を補償するために濃縮度を高めるといった煩わしい操
作も不要となる等の利点がある。
０
第１図はこの発明の一実施例に係わるガドリニア入り核
燃料集合体の燃料棒配置を示す平面図、第２図は従来の
ガドリニア入り核燃料集合体の燃料棒配置を示す平面図
、第３図は３ループ加圧水型原子炉の燃料集合体配置例
を示す８分の１炉心平面図、及び第４図は本発明のガド
リニア入り核燃料集合体と従来のものとの炉心半径り向
出カビーキング係数対燃焼疫比較図である。
燃料集合体の燃料棒配置を示す平面図、第２図は従来の
ガドリニア入り核燃料集合体の燃料棒配置を示す平面図
、第３図は３ループ加圧水型原子炉の燃料集合体配置例
を示す８分の１炉心平面図、及び第４図は本発明のガド
リニア入り核燃料集合体と従来のものとの炉心半径り向
出カビーキング係数対燃焼疫比較図である。
Claims (1)
- 天然ウラン系二酸化ウラン燃料棒の複数とガドリニア入
り二酸化ウラン燃料棒の複数とが燃料支持格子の格子セ
ルに挿通されて成るガドリニア入り核燃料集合体におい
て、前記複数の天然ウラン系二酸化ウラン燃料棒の一部
若しくは全部を回収ウランから成る燃料棒としたことを
特徴とするガドリニア入り核燃料集合体
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1279529A JPH03140896A (ja) | 1989-10-26 | 1989-10-26 | ガドリニア入り核燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1279529A JPH03140896A (ja) | 1989-10-26 | 1989-10-26 | ガドリニア入り核燃料集合体 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03140896A true JPH03140896A (ja) | 1991-06-14 |
Family
ID=17612282
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1279529A Pending JPH03140896A (ja) | 1989-10-26 | 1989-10-26 | ガドリニア入り核燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH03140896A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9799414B2 (en) | 2010-09-03 | 2017-10-24 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising same |
| US10176898B2 (en) | 2010-11-15 | 2019-01-08 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing a neutron absorber |
-
1989
- 1989-10-26 JP JP1279529A patent/JPH03140896A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9799414B2 (en) | 2010-09-03 | 2017-10-24 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising same |
| US10176898B2 (en) | 2010-11-15 | 2019-01-08 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing a neutron absorber |
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