JPH03194495A - 燃料集合体および原子炉の炉心 - Google Patents
燃料集合体および原子炉の炉心Info
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- JPH03194495A JPH03194495A JP1331330A JP33133089A JPH03194495A JP H03194495 A JPH03194495 A JP H03194495A JP 1331330 A JP1331330 A JP 1331330A JP 33133089 A JP33133089 A JP 33133089A JP H03194495 A JPH03194495 A JP H03194495A
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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
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- 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】
〔産業上の利用分野〕
本発明は軽水型原子炉に係り、特に、超ウラン元素の消
滅に好適な燃料集合体および炉心に関する。
滅に好適な燃料集合体および炉心に関する。
冷却材として軽水を使用する、いわゆる、軽水炉は、軽
水を加圧して液体の状態で用いる加圧水型原子炉と、沸
騰した状態で用いる沸騰水型原子炉とに分類される。加
圧木型原子炉の燃料集合体は、被覆管に燃料ペレットを
充てんした燃料棒を格子状に多数束ねて構成される。沸
騰水型原子炉の燃料集合体は、多数束ねた燃料棒を断面
形状が正方形のチャネルボックスで覆って構成される。
水を加圧して液体の状態で用いる加圧水型原子炉と、沸
騰した状態で用いる沸騰水型原子炉とに分類される。加
圧木型原子炉の燃料集合体は、被覆管に燃料ペレットを
充てんした燃料棒を格子状に多数束ねて構成される。沸
騰水型原子炉の燃料集合体は、多数束ねた燃料棒を断面
形状が正方形のチャネルボックスで覆って構成される。
軽水炉の炉心は燃料集合体を、さらに束ねて円柱状に形
成される。炉心には、燃料として濃縮ウラン、あるいは
、プルトニウムを富化したウランが、酸化物の化学形態
で装荷される。
成される。炉心には、燃料として濃縮ウラン、あるいは
、プルトニウムを富化したウランが、酸化物の化学形態
で装荷される。
近年、使用済み燃料から発生する半減期が数百万年と非
常に長いネプチニウム等の超ウラン元素を消滅するため
に、通常のウラン燃料に超ウラン元素を均一に混合する
概念が検討されている（特開昭６０−１３９０６５号公
報）。
常に長いネプチニウム等の超ウラン元素を消滅するため
に、通常のウラン燃料に超ウラン元素を均一に混合する
概念が検討されている（特開昭６０−１３９０６５号公
報）。
上記従来技術では、超ウラン元素がウランに比へて、熱
中性子あるいは共鳴エネルギ領域の中性子に対して吸収
効果が大きいので、原子炉の臨界に必要な反応度を確保
するためには、ウランの濃縮度を高める必要がある。
中性子あるいは共鳴エネルギ領域の中性子に対して吸収
効果が大きいので、原子炉の臨界に必要な反応度を確保
するためには、ウランの濃縮度を高める必要がある。
本発明の目的は、超ウラン元素の効率的な消滅に好適な
燃料棒、燃料集合体および原子炉の炉心を提供すること
にある。
燃料棒、燃料集合体および原子炉の炉心を提供すること
にある。
本発明では、超ウラン元素の核分裂断面積が共鳴エネル
ギ領域よりも熱中性子領域で大きくなることに着目し、
超ウラン元素を、冷却材である水と燃料の原子数比が大
きく、熱中性子の割合が多い領域に充てんされる燃料に
は多く、水と燃料の原子数比が小さい領域に充てんされ
る燃料には少なく混合する。
ギ領域よりも熱中性子領域で大きくなることに着目し、
超ウラン元素を、冷却材である水と燃料の原子数比が大
きく、熱中性子の割合が多い領域に充てんされる燃料に
は多く、水と燃料の原子数比が小さい領域に充てんされ
る燃料には少なく混合する。
本発明では、超ウラン元素を一様に混合する従来技術に
比べ、超ウラン元素による中性子の無駄な吸収を低減し
、炉心の反応度を確保することができる。
比べ、超ウラン元素による中性子の無駄な吸収を低減し
、炉心の反応度を確保することができる。
以下１本発明を実施例に従って説明する。第１図ないし
第４図は、本発明の第一の実施例であり、沸騰水型原子
炉の燃料集合体に適用したものである。第１図は、燃料
棒の垂直断面図であり、第２図は、燃料集合体の垂直断
面図である。第３図は燃料集合体の水平断面図（第２図
のｍ−ｍ矢視断面図）である。燃料集合体１０は、ジル
カロイの被覆管３に、濃縮ウラン超ウラン元素を富化し
た混合酸化物からなる燃料２１および、その上に濃縮ウ
ランの酸化物からなる燃料２を充てんした燃料棒１を束
ねて、ジルカロイでできた四角管状のチャネルボックス
４で覆って構成されている。
第４図は、本発明の第一の実施例であり、沸騰水型原子
炉の燃料集合体に適用したものである。第１図は、燃料
棒の垂直断面図であり、第２図は、燃料集合体の垂直断
面図である。第３図は燃料集合体の水平断面図（第２図
のｍ−ｍ矢視断面図）である。燃料集合体１０は、ジル
カロイの被覆管３に、濃縮ウラン超ウラン元素を富化し
た混合酸化物からなる燃料２１および、その上に濃縮ウ
ランの酸化物からなる燃料２を充てんした燃料棒１を束
ねて、ジルカロイでできた四角管状のチャネルボックス
４で覆って構成されている。
燃料集合体１０の下部にはエントランスノズル９が設け
てあり、ここから冷却材である軽水（図示せず）が流入
し、燃料棒１を冷却して、上部に流出していく。
てあり、ここから冷却材である軽水（図示せず）が流入
し、燃料棒１を冷却して、上部に流出していく。
この実施例の効果を、第９図に水平断面図（全炉心の１
／４）を示した沸騰水型原子炉の炉心に基づいて評価し
た。この炉心は、燃料集合体１０を束ねて構成されてい
る。炉心および燃料の仕様並びに運転条件を第１表に示
す。
／４）を示した沸騰水型原子炉の炉心に基づいて評価し
た。この炉心は、燃料集合体１０を束ねて構成されてい
る。炉心および燃料の仕様並びに運転条件を第１表に示
す。
第 １ 表
すなわち、原子炉熱出力は約３，３００ＭＷ、電気出力
は約１，１００ＭＷ、炉心高さは３．７ｍ、燃料集合体
数は７６４体である。運転期間は十三ケ月で、燃料交換
バッチ数は４としている。燃料のウラン濃縮度は約３％
である。超ウラン元素の富化度は、燃料光てん部の下側
１／２で０．５％で、下側１／２には超ウラン元素を富
化しない構成とする。超ウラン元素の重量組成比は、軽
水炉の使用済み燃料を再処理したものを想定し、第１表
に示したものを使用した。すなわち、ネプチニウム−２
３７が約８０％で、アメリシウム−２４３が約１０％、
残りがアメリシウム−２４１，キュリウム−２４２およ
びキュリウム−２４４で、プルトニウムを含まないもの
とした。プルトニウムをわずかに含む組成を用いる場合
は、ウラン濃縮度を調整する必要がある。
は約１，１００ＭＷ、炉心高さは３．７ｍ、燃料集合体
数は７６４体である。運転期間は十三ケ月で、燃料交換
バッチ数は４としている。燃料のウラン濃縮度は約３％
である。超ウラン元素の富化度は、燃料光てん部の下側
１／２で０．５％で、下側１／２には超ウラン元素を富
化しない構成とする。超ウラン元素の重量組成比は、軽
水炉の使用済み燃料を再処理したものを想定し、第１表
に示したものを使用した。すなわち、ネプチニウム−２
３７が約８０％で、アメリシウム−２４３が約１０％、
残りがアメリシウム−２４１，キュリウム−２４２およ
びキュリウム−２４４で、プルトニウムを含まないもの
とした。プルトニウムをわずかに含む組成を用いる場合
は、ウラン濃縮度を調整する必要がある。
まず、超ウラン元素混合燃料の燃焼特性を、水対燃料原
子数比をパラメータとして調べた。第４図、および、第
５図に示すように、超ウラン元素を混合すると、燃焼初
期の中性子無限増倍率は、水対燃料体積比によらず減少
する。しかし、燃焼末期（燃焼度約４５ＧＷｄ／ｌ）の
中性子無限増倍率は、水対燃料体積比が大きくなると、
超ウラン元素を混合しない場合よりも大きくなることが
わかる。従って、水対燃料原子数比が大きな領域に超ウ
ラン元素を多く装荷することで、超ウラン元素を均一に
装荷する場合に比べ、炉心の反応度を大きくすることが
でき、所定の反応度を得るために必要なウランの濃縮度
を低減することができる。
子数比をパラメータとして調べた。第４図、および、第
５図に示すように、超ウラン元素を混合すると、燃焼初
期の中性子無限増倍率は、水対燃料体積比によらず減少
する。しかし、燃焼末期（燃焼度約４５ＧＷｄ／ｌ）の
中性子無限増倍率は、水対燃料体積比が大きくなると、
超ウラン元素を混合しない場合よりも大きくなることが
わかる。従って、水対燃料原子数比が大きな領域に超ウ
ラン元素を多く装荷することで、超ウラン元素を均一に
装荷する場合に比べ、炉心の反応度を大きくすることが
でき、所定の反応度を得るために必要なウランの濃縮度
を低減することができる。
本発明の実施例では、炉心の反応度を確保できるので、
超ウラン元素を効率的に消滅させることができる。
超ウラン元素を効率的に消滅させることができる。
以下、第二の実施例について説明する。第６図ないし第
８図は、沸騰水型原子炉の燃料集合体の水平断面図であ
る。
８図は、沸騰水型原子炉の燃料集合体の水平断面図であ
る。
第６図に示した実施例では、集合体の間にギャップ水が
存在するため、実効的に水対燃料体積比がおおきくなる
燃料集合体の周辺部に装荷される燃料体の超ウラン元素
を混合した燃料を充てんしたことが特徴である。
存在するため、実効的に水対燃料体積比がおおきくなる
燃料集合体の周辺部に装荷される燃料体の超ウラン元素
を混合した燃料を充てんしたことが特徴である。
第７図に示した実施例では、超ウラン元素を混合した燃
料２１を使用すると共に、水ロッド１１を多数設けるこ
とで通常の超ウラン元素を混合しない燃料集合体に比べ
、水対燃料原子数比を大きくしたことが特徴である。
料２１を使用すると共に、水ロッド１１を多数設けるこ
とで通常の超ウラン元素を混合しない燃料集合体に比べ
、水対燃料原子数比を大きくしたことが特徴である。
第８図に示した実施例では、第７図の燃料集合体におい
て、水ロッドのかわりに、ジルコニウム水素化物等を含
む固体減速枠を多数設けて、水素対燃料原子数比を大き
くしたことが特徴である。
て、水ロッドのかわりに、ジルコニウム水素化物等を含
む固体減速枠を多数設けて、水素対燃料原子数比を大き
くしたことが特徴である。
第１０図を用いて、本発明の実施例の原子炉の炉心につ
いて説明する。実効的に水対燃料体積比が大きくなる炉
心最外周部に、超ウラン元素を混合した燃料を充てんし
た燃料棒からなる燃料集合体１０１を装荷したことが特
徴である。これより内側には、超ウラン元素を富化しな
い燃料集合体１０２が装荷される。
いて説明する。実効的に水対燃料体積比が大きくなる炉
心最外周部に、超ウラン元素を混合した燃料を充てんし
た燃料棒からなる燃料集合体１０１を装荷したことが特
徴である。これより内側には、超ウラン元素を富化しな
い燃料集合体１０２が装荷される。
上記の実施例では、いずれも、チャンネルボックスを設
けた燃料集合体を用いた沸騰水型原子炉に適用した場合
について述べたが、第１の実施例以外は、加圧水型原子
炉の燃料集合体、および、炉心にも適用できる。また、
この実施例では、超ウラン元素を富化した燃料として、
濃縮ウランの酸化物を、炉心構造材としてジルカロイを
、冷却材として軽水をそれぞれ使用したが、その他の燃
料、構造材、冷却材を使用した場合にも本発明は適用す
ることができる。例えば、濃縮ウランのかわりにプルト
ニウムを富化した劣化ウランを使用することが考えられ
る。
けた燃料集合体を用いた沸騰水型原子炉に適用した場合
について述べたが、第１の実施例以外は、加圧水型原子
炉の燃料集合体、および、炉心にも適用できる。また、
この実施例では、超ウラン元素を富化した燃料として、
濃縮ウランの酸化物を、炉心構造材としてジルカロイを
、冷却材として軽水をそれぞれ使用したが、その他の燃
料、構造材、冷却材を使用した場合にも本発明は適用す
ることができる。例えば、濃縮ウランのかわりにプルト
ニウムを富化した劣化ウランを使用することが考えられ
る。
本発明によれば、従来技術に比べ、超ウラン元素による
中性子の無駄吸収を低減でき、炉心の反応度を確保でき
る。したがって、超ウラン元素を効率的に消滅させるこ
とができる。
中性子の無駄吸収を低減でき、炉心の反応度を確保でき
る。したがって、超ウラン元素を効率的に消滅させるこ
とができる。
第１図は本発明の一実施例を示す燃料棒の垂直断面図、
第２図および第３図は、それぞれ、本発明の実施例を示
す燃料集合体の垂直、水平断面図、第４図および第５図
は、本発明の原理を示す燃料の反応度特性の比較図、第
６図ないし第８図は本発明の実施例を示す燃料集合体の
水平断面図、第９図および第１０図は本発明の実施例を
示す原子炉の炉心の部分断面図である。 １・・・燃料棒、２・・・燃料（超ウラン元素富化せず
）、２１・・・燃料（超ウラン元素富化）、３・・・被
覆管、４・・・チャネルボックス、５・・・スペーサ、
６・・・上部タイプレート、７・・・下部タイプレート
、８・・・プレ第 ４ 困 １θ ２θ ０ ０ ５σ 燃焼屋 （ζ１Ｖ〆／？） 第 ム 図 羊 図 第 ０ ２σ ０ ４θ ５θ ｆ沈浸 （ｑｗ、１７ｔ） １０ ｊθ ４θ 恩料隼合体 制掛丼 す性基路 （産５ククンλシＦシｔｉＴ） ＄１０図 ５８５−
第２図および第３図は、それぞれ、本発明の実施例を示
す燃料集合体の垂直、水平断面図、第４図および第５図
は、本発明の原理を示す燃料の反応度特性の比較図、第
６図ないし第８図は本発明の実施例を示す燃料集合体の
水平断面図、第９図および第１０図は本発明の実施例を
示す原子炉の炉心の部分断面図である。 １・・・燃料棒、２・・・燃料（超ウラン元素富化せず
）、２１・・・燃料（超ウラン元素富化）、３・・・被
覆管、４・・・チャネルボックス、５・・・スペーサ、
６・・・上部タイプレート、７・・・下部タイプレート
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Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、核分裂性物質を含む燃料にネプチニウム、プルトニ
ウム、アメリシウム、キュリウム等の超ウラン元素を富
化したものを充てんした燃料棒を流体の冷却材で冷却し
たものにおいて、前記冷却材と前記燃料の原子数比が大
きい領域ほど前記超ウラン元素の富化度を高くしたこと
を特徴とする燃料集合体。 ２、特許請求の範囲第１項に記載の燃料集合体を含む原
子炉の炉心。 ３、特許請求の範囲第１項に記載の燃料集合体において
前記超ウラン元素を富化しない燃料集合体を含み、前記
超ウラン元素を富化した燃料集合体では、前記超ウラン
元素を富化しない燃料集合体よりも前記冷却材と前記燃
料の原子数比が大きくなるようにした原子炉の炉心。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1331330A JPH03194495A (ja) | 1989-12-22 | 1989-12-22 | 燃料集合体および原子炉の炉心 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1331330A JPH03194495A (ja) | 1989-12-22 | 1989-12-22 | 燃料集合体および原子炉の炉心 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03194495A true JPH03194495A (ja) | 1991-08-26 |
Family
ID=18242478
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1331330A Pending JPH03194495A (ja) | 1989-12-22 | 1989-12-22 | 燃料集合体および原子炉の炉心 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH03194495A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0792288A (ja) * | 1993-09-27 | 1995-04-07 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉の炉心及びその運転方法 |
| JP2006064678A (ja) * | 2004-08-30 | 2006-03-09 | Toshiba Corp | 原子炉の燃料集合体配置方法、燃料棒および燃料集合体 |
| JP2008215818A (ja) * | 2007-02-28 | 2008-09-18 | Hitachi Ltd | 軽水炉、軽水炉の炉心及び燃料集合体 |
| JP2016038260A (ja) * | 2014-08-06 | 2016-03-22 | 株式会社東芝 | 超ウラン元素核変換方法および超ウラン元素核変換炉心 |
-
1989
- 1989-12-22 JP JP1331330A patent/JPH03194495A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0792288A (ja) * | 1993-09-27 | 1995-04-07 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉の炉心及びその運転方法 |
| JP2006064678A (ja) * | 2004-08-30 | 2006-03-09 | Toshiba Corp | 原子炉の燃料集合体配置方法、燃料棒および燃料集合体 |
| JP2008215818A (ja) * | 2007-02-28 | 2008-09-18 | Hitachi Ltd | 軽水炉、軽水炉の炉心及び燃料集合体 |
| JP4516085B2 (ja) * | 2007-02-28 | 2010-08-04 | 株式会社日立製作所 | 軽水炉 |
| JP2016038260A (ja) * | 2014-08-06 | 2016-03-22 | 株式会社東芝 | 超ウラン元素核変換方法および超ウラン元素核変換炉心 |
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