JPH03243889A - 沸騰水型原子炉用燃料集合体 - Google Patents

沸騰水型原子炉用燃料集合体

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JPH03243889A
JPH03243889A JP2039818A JP3981890A JPH03243889A JP H03243889 A JPH03243889 A JP H03243889A JP 2039818 A JP2039818 A JP 2039818A JP 3981890 A JP3981890 A JP 3981890A JP H03243889 A JPH03243889 A JP H03243889A
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fuel assembly
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Yuzo Inaba
稲葉 勇三
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Nuclear Fuel Industries Ltd
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Nuclear Fuel Industries Ltd
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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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。

Description

【発明の詳細な説明】 [産業上の利用分野] 本発明は沸騰水型原子炉で使用される酸化ウランと酸化
プルトニウムの混合を主体としたMOX燃料の燃料集合
体に関するものである。
[従来の技術] 将来の沸騰水型原子炉(以下、BWRと記す)の燃料と
して、酸化ウランと酸化プルトニウムの混合を主体とし
たMOX燃料が研究されている。
MOX燃料に関しては燃料集合体断面についてのさまざ
まな設計が出ているが、軸方向についての燃料設計に関
しては、進んでいないのが現状である。
例えば、燃料集合体軸方向下部に生じる出力ビーキング
の減少のためのガドリニアの添加による燃料設計を別と
して、軸方向に−様な核分裂性物質組成の集合体を想定
した場合に以下のような問題点がある。
■ MOX燃料は制御棒価値が小さいため、高温時運転
状態の無限増倍係数(Koo)と冷温時停止(制御棒挿
入)状態のK(1)の差か小さい。よって、原子炉停止
余裕が十分てない。
■ MOX燃料は、特に全MOXにした場合、局所出力
ビーキング係数が燃焼中期以降に高いままとなってしま
い、線出力密度(LHGR)およびベレット最大燃焼度
の増加に到る。また限界出力比(CPR)か低下する。
■ 前記■て述へたような理由から、軸方向に様なプル
トニウム冨化度とすると、燃焼後期の局所ピーキング係
数を高くし且つ反応度の高いMOX燃料を設計すること
が不可能となり非経済的となる。
■ 限界出力の向上(R因子の低減) [課題を解決するための手段] 本発明に係るBWR用燃料集合体では、燃料被覆管内に
核分裂性物質を装填してなる複数本の燃料棒をバンドル
状に束ねたBWR用燃料集合体において、 前記燃料集合体は、ウランとプルトニウムとを混合した
MOX燃料を配合した燃料集合体てあって、 該燃料集合体の上部と下部とのプルトニウム冨化度を中
央部よりも低くしたものである。
[発明が解決しようとする課題] 本発明は、MOX燃料の本格利用において、以下の特性
を持ったBWR用燃料集合体を提供することを目的とす
る。
■ 炉停止余裕の向上 ■ 最大線出力密度(MLHGR)の低減■ 燃料の有
効利用 [作用] 本発明においては、MOX燃料を配合した燃料集合体の
上部と下部とのプルトニウム冨化度を中央部よりも低く
したものであるため、炉停止余裕の向上、最大線出力密
度(MLHGR)の低減、燃料の有効利用、限界出力の
向上(R因子の低減)を達成することができた。
ここて、限界出力は限界出力比(CP R)て以下のよ
うに表される。
CPR=限界出力/運転時出力 つまり、CPRが小さいほど、運転時出力は、限界出力
に対し余裕がなく、CPRか大きいほど限界出力に対し
余裕がある。言い換えれば、ある一定の運転出力に対し
て、CPRが大きな燃料はど熱的に優秀な燃料であると
定義できる。また、この限界出力を定義するためにXL
相開式があるが、同相関式は、燃料の沸騰長さ、熱的直
径、加熱長、システム圧力、質量流束及びR因子を用い
て、沸騰遷移が起きるバンドル平均クォリティを求める
ものである。R因子は限界燃料棒に関連した局所出力分
布を特徴付けるパラメータであり、集合体の形状にも依
存するが、限界燃料棒の出力が大きいほど、また限界燃
料棒の周りの燃料棒の出力が大きいほど大きくなり、沸
騰遷移が起きるバンドル平均クォリティが小さくなる。
つまり沸騰遷移が起き易い。従って、R因子の小さい燃
料はど、沸騰遷移出力が大きく、熱的に優秀な燃料であ
ると定義できる。
このように、本発明のBWR用燃料集合体では、いわば
ウラン燃料とMOX燃料との良好な特性を互いに強調す
るものであるか、これはウラン燃料とMOX燃料につい
て一般に確認されている次の特性に考察を加えることに
より導かれたものである。
(1)制御棒価値については、ウラン燃料の方がMOX
燃料よりも常に制御棒価値か大きい。
(2)ボイド反応度については、ウラン燃料よりMOX
燃料の方が大きい。
(3)局所ピーキング係数については、ウラン燃料より
MOX燃料の方が大きい。このため、同一の出力のノー
ドでは、局所ピーキング係数の大きいMOX燃料の方が
LHGRが高く、同一の集合体出力では、局所ピーキン
グ係数と密接な関係にあるR因子の大きいMOX燃料の
方がCPRが低下する。
(4)運転−停止反応度差については、MOX燃料の運
転−停止反応度差は、ウラン燃料より小さくなり、炉停
止余裕の厳しい燃料となる。運転−停止反応度差か大き
いほど、炉停止余裕がすぐれた燃料である。
方、BWR炉心としては一般に次のような特性か確認さ
れている。
■ 冷却材は、上部はどボイド分布が高く、ボイド反応
度か負であることと相まって、下部出力ピークとなりや
すい。
■ 原子炉停止時の出力ピークは、燃焼中に高ホイト履
度てプルトニウムの蓄積か高く、かつ、燃焼のあまり進
んでいない上部ノートで起こる。つまり、炉停止余裕の
能力を支配するのは、軸方向上部ノートである。
以上のような両燃料及び炉心に関する一般的特性を前提
とすれは、MOX燃料を配合した燃料集合体の上部と下
部とのプルトニウム冨化度を中央部よりも低くしたこと
を特徴とする本発明によるBWR用燃料集合体は、次の
良好な特性を有するものであることが判る。即ち、 (イ)集合体上部は、できるたけプルトニウム冨化度を
低くしたため、炉停止余裕の能力か向上した。また、沸
騰遷移の起こりやすい軸方向上部でのR因子を小さくす
ることとなった。
(ロ)集合体下部は、低プルトニウム冨化度であるため
、局所出力ビーキング係数が低くなり、かつ燃焼の寿命
を通じての個々の燃料棒のピーキングが低くなった。
(ハ)集合体の軸方向中央部については、プルトニウム
冨化度を高くしたため、プルトニウムの有効利用と、経
済性の高い燃料設計となったことの2つの効果が生じた
[実施例] 先ず、初めにウラン燃料とMOX燃料との種々の特性を
実際に定量的に比較した。
(1)制御棒価値 第2図はウラン燃料と全MOX燃料との制御棒価値の比
較を示す線図である。図に示す通り、ウラン燃料とMO
X燃料の制御棒価値は、高温時、冷温時ともに、ウラン
燃料の方がMOX燃料よりも常に制御棒価値か大きいこ
とか確認された。
(2)ボイド反応度 第3図はウラン燃料と全MOX燃料とのボイド反応度の
比較を示す線図である。ボイド率変化による反応度の変
化量は、図に示す通り、ウラン燃料よりMOX燃料の方
が大きいことが確認された。
(3)局所ピーキング係数 第4図はウラン燃料と全MOX燃料との局所ピーキング
係数の比較を示す線図、第5図はウラン燃料と全MOX
燃料との集合体R因子の比較を示す線図である。第4図
及び第5図に示す通り、燃焼中期以降の局所ピーキング
係数及び集合体R因子は、ウラン燃料よりMOX燃料の
方が大きいことが確認された。このため、同一の出力ノ
ードでは、局所ピーキング係数の大きいMOX燃料の方
がLHGRが高く、同一の集合体出力では、R因子の大
きいMOX燃料の方がCPRが低下する。
(4)運転−停止反応度差 第6図はウラン燃料と全MOX燃料との運転−停止反応
度差の比較を示す線図である。図に示す通り、可燃性毒
物の影響の後には、MOX燃料の運転−停止反応度差は
、ウラン燃料より小さくなり、炉停止余裕の厳しい燃料
となることが確認された。
ここで、運転−停止反応度差Δにとは、て表わされるも
のであり、これが大きいほど、炉停止余裕がすぐれた燃
料となる。
(5)BWRの特性 一方、BWRの特性について付言すると、第7図はBW
Rでの燃料軸方向位置とボイド率分布及び出力分布の関
係を示す線図、第8図はBWR停止時での燃料軸方向位
置と出力との分布を示す線図である。
■ 冷却材は、第7図に示されるように軸方向位置の上
部に行くほど熱せられるため、上部はどボイド分布が高
く、ボイド反応度が負であることと相まって、下部出力
ピークとなりやすいことか確認された。
■ 第8図に示されるように、原子炉停止時の出力ピー
クは、燃焼中に高ホイト履歴でプルトニウムの蓄積が高
く、かつ、燃焼のあまり進んでいない上部ノートで起こ
る。つまり、炉停止余裕の能力を支配するのは、軸方向
上部ノートであることがポされている。
(6)燃料集合体の設計 以上で確認したBWRの特性を考慮し、ウラン燃料とM
OX燃料との特性のうち、良好な特性を合わせ持たせる
へ<BWR用MOX燃料集合体の設計を行った。
第1(イ)(ロ)図はその設計構成を示す説明図である
。対象とした燃料集合体は、第1(ロ)図に示すように
中央部に3×3の領域を占めるウォータホックスWを持
つ燃料棒Fと9行×9列配列とした燃料である。図では
最も極端な例として、上部および下部にプルトニウムを
含まないウラン燃料領域を設け、中央部に天然ウランマ
トリックス中に350重量%の核分裂性プルトニウムを
含むものとした。
この燃料集合体の設計上の概念は次の通りである。
■ 第8図での原子炉停止時での出力分布より、上部の
低プルトニウム富化度部の長さは、軸方向全長の 17
3以内てあれば良いと考えられた。尚、燃料棒のバーン
アウト(熱熱損)もこれらの領域で起き易いことは、こ
れまでの知見よりわかっている。
■ /某挿入制御棒運転状態で、軸方向下部にグロスピ
ーキングがあられれるのは、軸方向を24ノートに分割
した場合、下部から4〜6ノートのあたっである。よっ
て、出力分布の変化に対する余裕を取って、下端から 
1/3〜1/2の範囲を低プルトニウム富化度燃料とし
た。
■ 以上の■、■のどちらにも含まれない領域を高プル
トニウム富化度領域(できれば全MOX)とした。
第1(イ)図に示した燃料集合体は、以上の〜■の概念
に基つく燃料の軸方向濃縮度分布設計例を、15ケ月運
転、38 G w d / tの平均取出燃焼度を目標
としたものである。
得られた燃料集合体は次の良好な特性を有するものであ
る。即ち、 (イ)集合体上部は、できるたけプルトニウム富化度を
低くしたため、炉停止余裕の能力か向上した。また、沸
騰遷移の起こりやすい軸方向上部でのR因子を小さくす
ることとなった。
(ロ)集合体下部は、低プルトニウム富化度であるため
、局所出力ビーキング係数が低くなり、かつ燃焼の寿命
を通じての個々の燃料棒のピーキングが低くなった。
(ハ)集合体の軸方向中央部については、プルトニウム
富化度を高くしたため、プルトニウムの有効利用と、経
済性の高い燃料設計となったことの2つの効果が生じた
。何故、経済性が高いかといえば、軸方向中央部では、
それほどグロスピーキング(半径方向ビーク×軸方向ピ
ークの最大値)が高くならないため、局所出力ビーキン
グを大きくしても、それはとLHGRは大きくならない
。それゆえ、局所出力ピークを高くしたことより中性子
利用効率の高い経済的な燃料設計を軸方向中央部に採用
することかできるためである。
[発明の効果] 本発明は以上説明したとおり、MOX燃料を配合した燃
料集合体の上部と下部とのプルトニウム富化度を中央部
よりも低くしたものであるため、次の良好な特性を有し
たものとなった。即ち、(イ)集合体上部゛は、できる
たけプルトニウム富化度を低くしたため、炉停止余裕の
能力が向上した。また、沸騰遷移の起こりやすい軸方向
上部でのR因子を小さくすることとなった。
(ロ)集合体下部は、低プルトニウム富化度であるため
、局所出力ビーキング係数が低くなり、かつ燃焼の寿命
を通じての個々の燃料棒のピーキングが低くなった。
(ハ)集合体の軸方向中央部については、プルトニウム
富化度を高くしたため、プルトニウムの有効利用と、経
済性の高い燃料設計となったことの2つの効果が生した
【図面の簡単な説明】
第1 (イ) (0)図は本発明のBWR用燃料集合体
の一実施例の設計構成を示す説明図(第1(イ)図は軸
方向の燃料配置を示した模式図、第1(ロ)図は燃料集
合体の横断面を示した模式図)、第2図はウラン燃料と
全MOX燃籾との制御棒価値の比較を示す線図、第3図
はウラン燃料と全MOX燃料とのボイド反応度の比較を
示す線区、第4図はウラン燃料と全MOX燃料との局所
ピーキング係数の比較を示す線図、第5図はウラン燃料
と全MOX燃料との集合体R因子の比較を示す線図、第
6図はウラン燃料と全MOX燃料との運転−停止反応度
の比較を示す線図、第7図はBWRての燃料軸方向位置
とボイド率分布及び出力分布の関係を示す線図、第8図
はBWR停止時ての燃料軸方向位置と出力との分布を示
す線図である。

Claims (2)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)燃料被覆管内に核分裂性物質を装填してなる複数
    本の燃料棒をバンドル状に束ねた沸騰水型原子炉用燃料
    集合体において、 前記燃料集合体は、ウランとプルトニウムとを混合した
    MOX燃料を配合した燃料集合体であつて、 該燃料集合体の上部と下部とのプルトニウム富化度を中
    央部よりも低くしたことを特徴とする沸騰水型原子炉用
    燃料集合体。
  2. (2)前記燃料集合体の上端部または下端部の少なくと
    も一方に、天然ウラン、劣化ウラン等の反射体領域を設
    けたことを特徴とする請求項1に記載の沸騰水型原子炉
    用燃料集合体。
JP2039818A 1990-02-22 1990-02-22 沸騰水型原子炉用燃料集合体 Expired - Lifetime JP2811597B2 (ja)

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2006300849A (ja) * 2005-04-25 2006-11-02 Toshihisa Shirakawa 増殖炉になり得る高転換比のabwr炉心

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS636492A (ja) * 1986-06-26 1988-01-12 株式会社東芝 原子炉燃料集合体

Patent Citations (1)

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