JPH03246488A - 熱中性子型原子炉用燃料集合体 - Google Patents

熱中性子型原子炉用燃料集合体

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JPH03246488A
JPH03246488A JP2044785A JP4478590A JPH03246488A JP H03246488 A JPH03246488 A JP H03246488A JP 2044785 A JP2044785 A JP 2044785A JP 4478590 A JP4478590 A JP 4478590A JP H03246488 A JPH03246488 A JP H03246488A
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JP
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plutonium
fuel rods
rods
uranium
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JP2044785A
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Takeshi Kiyono
清野　赳
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Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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Publication date
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
    • 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

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】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は熱中性子型原子炉に用いる燃料集合体のうち、
特にプルトニウムを富化した燃料棒を有する燃料集合体
に関する。
（従来の技術） 資源の有効利用やエネルギーセキュリティなどの観点か
ら、使用済燃料の再処理により回収されたプルトニウム
を熱中性子炉で燃料として用いるプルサーマルが行われ
る予定である。
プルトニウムはα線の放出強度が強く、人体への内部被
曝を防止する必要がある。また崩壊や自発核分裂によっ
て中性子やγ線を放出する。このためプルトニウムを含
む燃料の製造や加工は、ウラン燃料の場合に比べて密閉
された状態で行なわれなければならない。また遮蔽設備
がより多く必要であること、除染や保守管理に厳重な注
意が必要なことなど、設備や工程に関して多くの配慮を
しなければならない。したがってプルトニウムを含む燃
料ペレットおよび燃料棒の製作に関しては、富化度など
の異なるものを多種類製造することは経済的に著しく不
利となる。
また、プルトニウムを含む燃料棒は輸送、計量管理、臨
界管理に厳しい条件が課せられるので、燃料棒−本当り
に含まれるプルトニウムの割合をできるだけ大きくして
プルトニウムを含む燃料棒の数を減らすことが望まれる
。
以上の観点から、使用済燃料を再処理して得られた一定
量のプルトニウムをプルサーマルとして利用する燃料集
合体では、第７図に示す濃縮ウランを使用した燃料集合
体において、濃縮度の高い燃料棒を、高い濃度（高富化
度）のプルトニウムを含む燃料棒、例えばウラン・プル
トニウム混合酸化物（ＭＯＸ）燃料棒に替えることが有
利である。
なお、第７図（ａ）は径方向の燃料配置を、また第７図
（ｂ）は軸方向の燃料配置をそれぞれ示し、図中、符号
１はチャンネルボックス、２は燃料棒、Ｕｉ（ｉ−１〜
４）はウラン燃料、Ｇは可燃性毒物入り燃料棒、Ｗはウ
ォータロッドである。
ウラン燃料集合体の高濃縮ウラン燃料棒をＭＯＸ燃料に
替える際、核分裂性プルトニウムの富化度は、燃料集合
体としての反応度特性と、径方向、軸方向出力ビーキン
グ係数とが、ウラン燃料集合体のそれと同程度になるよ
う経験的に設定されるが、結果的には、概路次の関係が
成立する。
すなわち、ウラン燃料集合体における濃縮度ｃｌの燃料
棒を、富化度ＰｉのＭＯＸ燃料に替える場合、ＭＯＸ燃
料中のウランのＵ−２３５濃度を特徴とする特許 Σ　Ｐｉ ただし、■＝置換える燃料棒数 において、Ｑは１．２〜１．５となる。
また、ＢＷＲでは燃焼初期の余剰反応度を小さくするた
めに、可燃性毒物として燃料にガドリニア（Ｇｄ２０３
）を混入させた燃料棒を集合体内に装荷している。ガド
リニアは少量で反応度に対する影響が極めて大きいので
、ガドリニアを混入させた燃料棒は通常の燃料棒とは別
なラインで製造し、検査などを含めて厳重に区別する必
要がある。このため、プルトニウムを含む燃料にガドリ
ニアを混入させた場合には、別なプルトニウム燃料製造
ラインを設ける必要があり、経済的に不利である。
また、ＢＷＲに用いる燃料集合体は軸方向の出力分布を
平坦化するために、燃料濃縮度あるいは可燃性毒物の量
を軸方向に変えた設計を採用している。軸方向に燃料濃
縮度またはプルトニウム富化度あるいはパーナブルポイ
ズンの量を変えた燃料集合体を製造する場合には燃料ペ
レットの種類が多くなる。したがって、十分な軸方向変
化を持つＭＯＸ燃料棒を製造する場合にはＭＯＸ燃料ペ
レットの種類がさらに多くなり、製造上経済的ではない
。
また、ウラン燃料集合体の高濃縮ウラン燃料棒をＭＯＸ
燃料棒に替える際に、ウラン燃料棒の上下端にＵ−２３
５濃度の低いブランケット部が配置されることがあるが
、ＭＯＸ燃料棒においてはＵ−２３５濃度の低いブラン
ケット部を設けることは、一定量の回収プルトニウムを
ＭＯＸ燃料棒に加工する場合、ＭＯＸ燃料棒数の増加と
なる可能性があり、経済的に不利である。
熱中性子型原子炉において、プルトニウムをウラン燃料
に混入して核分裂反応を発生させる場合、熱中性子に対
して核分裂反応を発生させる核種は、Ｕ−２３５の他に
、プルトニウム同位体Ｐｕ−２３９、Ｐｕ−２４１であ
る。プルトニウムは、この他、熱中性子を吸収するＰＬ
Ｉ−２４０と、微量ではあるがＰｕ−２３８，Ｐｕ−２
４２等から成立っている。
また、プルトニウの同位元素Ｐｕ−２４１は、比較的短
い半減期（１４，７年）でβ崩壊して、中性子吸収核種
であるＡｍ−２４１に変換する。
この他、使用済燃料冷却期間中は、Ｃｍ−２４２゜Ｃｍ
−２４４のα崩壊により、各々Ｐｕ−２３８゜Ｐｕ−２
４０になるが、いずれも量的には少なく、ＭＯＸ燃料の
特性に与える影響は無視できる。
熱中性子原子炉用ＭＯＸ燃料中に富化されるプルトニウ
ム核分裂性物質量は連鎖反応を所定の期間持続するため
に必要な量として制限され、設計により定められた量だ
け混入される。すなわち、Ｕ−２３５，Ｐｕ−２３９，
Ｐｕ−２４１は、所定の反応度となるように設計された
値となるよう混入されねばならない。
しかし、プルトニウムは、使用済燃料の再処理によって
回収されるもので、使用済燃料の初期濃縮度、燃焼度、
冷却期間等によってその同位体組成は異なる。第８図に
、ウラン燃料の燃焼中のプルトニウム同位体組成の変化
の様子の一例を示す。
これらの使用済燃料を混合して再処理された後回収され
るプルトニウムは、したがって、再処理バッチによって
も異なった同位体組成をもったものと考えられる。
一般に、燃料設計は、プルトニウムが回収される前に燃
料棒の核分裂性物質富化度を所定の反応度をもつよう設
定する。しかし、核分裂性物質富化度を設計で設定され
た所定の反応度を維持するよう、実際に回収されたプル
トニウム中の核分裂性核種組成が異なる毎に設計し直す
ことは、煩雑であって不経済でもある。
また、Ａｍ−２４１は、使用済燃料の再処理時にプルト
ニウムを回収する際に不純物として除去されるので、使
用済燃料冷却期間中の蓄積は考慮する必要はないが、プ
ルトニウムが回収されてからＭＯＸ燃料として加工され
炉心に装荷されるまでの期間では蓄積されるので、その
炉心特性に与える影響を考慮した設計が求められる。
ＭＯＸ燃料の富化度の設計においては上述のように回収
プルトニウムの混合物を使用することを想定するか、実
際の混合比や、冷却期間及び再処理後炉心に装荷される
までの期間中にβ崩壊してＡｍ−２４１に核変換するＰ
ｕ−２４１の量は不明である。このため、従来は、あら
かじめ再処理される使用済燃料の初期濃縮度、燃焼度、
冷却期間、再処理量、再処理後にＰｕＯ２に転換され、
ＵＯ２と混合されてＭＯＸ燃料として成型加工された後
、燃料集合体として組立てられ炉心に装荷されるまでの
時間などを考慮して、回収プルトニウム中に含まれる核
分裂性プルトニウム同位元素Ｐｕ−２３９とＰｕ−２４
１の和Ｐｕｆの全プルトニウムに対する含有率Ｆをあら
かじめ仮定して設計を行なっている。
すなわち、ＢＷＲの使用済燃料を再処理して回収された
プルトニウムを使用したＭＯＸ燃料を設計する際は、初
装荷燃料のような低い初期濃縮度で低い燃焼度の使用済
燃料を再処理して回収されたプルトニウムの含有率Ｆと
して約８０％程度がら、取替燃料のような高い初期濃縮
度で高燃焼度の使用済燃料を再処理して回収されたプル
トニウムのＦとして約６０％程度までのプルトニウムが
人手されるものと想定して８０％程度の太き目な値を設
定している。これは含有率Ｆが大きい方が、すなわち、
熱中性子吸収核種であるＰｕ−２４０やＰｕ−２４２が
少ない方が反応度的には高く、従ってＭＯＸ燃料の炉心
製荷時運転特性において熱的制限値に対する余裕が小さ
くなる方向であるためである。このような含有率Ｆを想
定して設計上の余裕を確認しておけば、実際のプルトニ
ウムを使用する際そのプルトニウムの含有率Ｆが設計で
想定した値より大きければ熱的制限値に対する余裕を設
計より大きくてきる。
また、プルトニウムが回収されＭＯＸ燃料として成型加
工されて炉心に装荷されるまでの期間に崩壊するＰｕ−
２４１と蓄積するＡｍ−２４１についても、現実的な所
用期間を考慮して１集稈度の短か目の設定を行なってい
る。これも、この期間が短い方がＰｕ−２４１が多く、
反応度的には設計上高い方向で余裕を確保できるがらで
ある。
このようにＭＯＸ燃料設計は実際に人手、使用されるプ
ルトニウムの組成、特に核分裂性プルトニウムの割合Ｆ
が不明であるにもかがゎらず、設計段階ではある組成で
Ｆを仮定して富化度を設定しなければならず、設計段階
では実際に使用されるプルトニウムに対してかなりＦを
大きく設定する必要がある。
上述のような方法でＭＯＸ燃料の設計が行なわれ、適切
な運転特性上の余裕が確認された後、実際のプルトニウ
ムが入手される。入手されたプルトニウムの含有率Ｆが
設計時の仮定の異なる場合、核分裂性核種２３５Ｕ＋２
３９Ｐｕ＋２４１Ｐｕ、）量を一致させるようプルトニ
ウムの混合量を調整している。しかし、この方法による
とＰｕ−２４０゜Ｐｕ−２４２の増減により反応度がが
なり増減し、Ｐｕ−２４０，Ｐｕ−２４２が設計値より
多い場合は反応が不足となり出力が不足する可能性があ
る。設計余裕確保の観点からは反応度過剰より反応不足
の方が安全であるので、このような対策としてＰｕ−２
４０等の割合が予想されるプルトニウム組成より少な目
に設計し、実際に反応度不足が生じた場合は燃料交換量
を多くすることか運転期間を短縮することにより対応し
ている。しかし、これは調達燃料量の変更を生じたり、
経済性上の不利を生じたりする。
熱中性子型原子炉の一例である沸騰水型原子炉（ＢＷＲ
）では、燃料集合体を第９図に示すように多数配置して
炉心を構成する。第９図において３は燃料集合体、４は
ＬＰＲＭ（出力領域検出器）、５はＬＲＭ　（中間領域
検出器）、６はＳＲＭ（中性子源領域検出器）、７は制
御棒である。
燃料集合体３の間には、十字型制御棒あるいは計装管を
配置するために一定の幅を持つ水ギヤツプ領域がある。
チャンネルボックス内の冷却材は運転時には蒸気を含ん
だ二層流となるが、水ギヤツプ領域では冷却材は燃料棒
に直接加熱されないため蒸気は発生しない。このため、
水ギヤツプ領域における水素の原子数密度が大きく、こ
れによりＢＷＲの燃料集合体３の水平断面における径方
向の熱中性子束分布は、第１０図に示されるように集合
体の周辺部で大きくなる。ＢＷＲの燃料集合体では集合
体内径方向の出力ビーキング係数を小さくするために、
第７図にも示される様に集合体の周辺には濃縮度の低い
燃料棒を配置する設計が採用されている。
プルトニウムを含む燃料棒を用いる場合も、集合体径方
向及び軸方向の出力ビーキング係数を小さくするために
プルトニウムの富化度、ウラン燃料棒の濃縮度とその分
布、可燃性毒物の濃度とその分布および燃料集合体内の
配置等を調整する必要がある。
一般に再処理により回収されたプルトニウムの同位体組
成は前述のように再処理された使用済燃料の初期濃縮度
、燃焼履歴、燃焼度、冷却期間等によって異なるが、こ
のようなプルトニウムをウランと混合したＭＯＸ燃料を
熱中性子炉においてさらに熱中性子に照射すると、ウラ
ン及びプルトニウムの同位体は次のように核変換する。
すなわち、ウラン燃料は熱中性子炉においては中性子が
Ｕ−２３８に吸収されてＰｕ−２３９となる。
Ｐｕ−２３９は熱中性子の吸収により核分裂するが一部
はＰｕ−２４０に変換する。Ｐｕ−２４０はさらに中性
子を吸収してＰｕ−２４１となる。
Ｐｕ−２４１は核分裂性核種であるが一部は中性子を吸
収してＰｕ−２４２となる。Ｐｕ−２４２はさらに中性
子を吸収してＣｍ−２４３等になる。
このようなプルトニウム同位体の連鎖によりプルトニウ
ムを含む燃料棒は、ウラン燃料の場合と異なり、核分裂
性物質の核分裂による減少が少なく、燃料の燃焼によっ
ても反応度の低下かウラン燃料程進まない。このため燃
料集合体の径方向ピーキングはプルトニウムを含む燃料
棒ではウラン燃料に比べて燃焼中に大きくなる傾向も見
られることがある。
また、再処理されて回収されるプルトニウムは上述のよ
うに同位体組成が特定できないので、実際に入手された
プルトニウムの組成が設計で使用したＰｕ　ｆｊｉより
多い場合は使用を控えるか、よりＰｕｆの少ないプルト
ニウムと混合しなければならない。従来は、このような
混合に際してはどのよ、うな混合比でどのような組成に
なるのか、明確な判断基準がなく、ケースバイケースで
経験的に実施していた。
（発明が解決しようとする課題） 前述のように従来は、プルトニウムを混合する場合、ど
のような混合比でどのような組成になるのか明確な判断
基準がなかったため、ＭＯＸ燃料の反応度は、入手した
Ｐｕ組成により大きな相違を生じる傾向が見られ、ウラ
ン燃料集合体との互換性という点で、反応度的な面から
はバラ付きが大きく、炉心運用上の出力ビーキングの制
限や経済性上も不利状況にあった。
本発明は、このような点を考慮してなされたもので、プ
ルトニウムを含む燃料棒の種類および本数を少なくする
ことができるとともに、運転時における熱的制限値に対
する余裕を増加させることができる熱中性子型原子炉用
燃料集合体を提供することを目的とする。
本発明の他の目的は、プルトニウムを含む燃料の核分裂
反応効果の設定が容易で、その特性を維持するための補
正が容易な熱中性子型原子炉用燃料集合体を提供するに
ある。
本発明のさらに他の目的は、プルトニウムを含む燃料集
合体の径方向および軸方向ピーキング係数の過大な増加
を防止することができる熱中性子型原子炉用燃料集合体
を提供するにある。
〔発明の構成〕
（課題を解決するための手段） 本発明の第１の発明は、前記目的を達成する手段として
、濃縮ウランを使用した燃料棒を格子状に束ねた熱中性
子型原子炉用燃料集合体において、格子状の燃料棒配置
の最外周のコーナ位置の燃料棒を除く他の燃料棒のうち
の７部を、プルトニウムを含む燃料棒に替え、かつプル
トニウムを含む燃料棒には、ウラン燃料部およびウラン
ブランケット部を設けないようにしたことを特徴とする
。
また、本発明の第２の発明は、前記目的を達成する手段
として、濃縮ウランを使用した燃料棒を格子状に束ねた
熱中性子型原子炉用燃料集合体において、格子状の燃料
棒配置の最外周のコーナ位置の燃料棒を除く他の燃料棒
のうちの一部を、プルトニウムを含む燃料棒に替え、そ
のプルトニウム富化度を、プルトニウム同位元素である
Ｐｕ−２４０の含有率で設定し、かつ異なる同位元素の
組成を有するプルトニウムに対しては、Ｐｕ−２４０の
含有率の差に比例する富化度補正を施して設定富化度と
するようにしたことを特徴とする。
また、本発明の第３の発明は、前記目的を達成する手段
として、濃縮ウランを使用した燃料棒を格子状に束ねた
熱中性子型原子炉用燃料集合体において、格子状の燃料
棒配置の最外周のコーナ位置の燃料棒を除く他の燃料棒
のうちの一部を、プルトニウムを含む燃料棒に替え、そ
のプルトニウム富化度を、プルトニウム同位元素である
Ｐｕ−２４０の含有率により設定し、かつ異なる同位元
素組成を有するプルトニウムに対しては、Ｐｕ−２４０
の瓜の相違により混合比を決定して所定のプルトニウム
同位体組成を得ることにより設定富化度とするようにし
たことを特徴とする。
また、本発明の第４の発明は、前記目的を達成する手段
として、濃縮ウランを使用した燃料棒を格子状に束ねた
熱中性子型原子炉用燃料集合体において、格子状の燃料
棒配置の最外周のコーナ位置の燃料棒を除く他の燃料棒
のうちの一部を、プルトニウムを含む燃料棒に替え、そ
のプルトニウム富化度を、プルトニウムの組成、由来す
る使用済燃料の冷却期間、および再処理後プルトニウム
とウランとを混合し燃料に成型加工して炉心に装荷する
までの期間に応じ補正して求めるようにしたことを特徴
とする。
また、本発明の第５の発明は、前記目的を達成する手段
として、濃縮ウランを使用した燃料棒を格子状に束ねた
熱中性子型原子炉用燃料集合体において、格子状の燃料
棒配置の最外周のコーナ位置の燃料棒を除く他の燃料棒
のうちの一部を、プルトニウムを含む燃料棒に替え、そ
のプルトニウムの富化度Ｐｉを、ウラン燃料の濃縮度ｅ
ｉを含む次式の関係によって設定する ようにしたことを特徴とする。
さらに、本発明の第６の発明は、前記目的を達成する手
段として、濃縮ウランを使用した燃料棒を格子状に束ね
た熱中性子型原子炉用燃料集合体において、格子状の燃
料棒配置の最外周のコーナ位置の燃料棒を除く他の燃料
棒のうちの一部を、プルトニウムを含む燃料棒に替え、
かつ可燃性毒物を混入した燃料棒を、格子状の燃料棒配
置の最外周またはウォータロッドの周囲の領域に配置す
るようにしたことを特徴とする。
（作　用） 本発明の第１の発明に係る熱中性子型原子炉用燃料集合
体において、プルトニウムを含む燃料棒には、ウラン燃
料部およびウランブランケット部は設けられない。この
ため、燃料棒１本当りに含まれるプルトニウム量が増大
し、一定量のプルトニウムから製造される燃料棒本数を
少なくすることが可能となる。また、プルトニウムを含
む、燃料棒の有効発熱長が長くなり、最大線出力密度が
低下して運転時の熱的制限値に対する余裕を増大させる
ことが可能となる。
また、本発明の第２の発明に係る熱中性子型原子炉用燃
料集合体においては、プルトニウムを含む燃料棒のプル
トニウムの富化度を、プルトニウム同位元素であるＰｕ
−２４０の含有率により設定している。ところで、使用
済燃料の照射直後のプルトニウム同位体のうち、核分裂
性核種の和Ｐｕ　ｆ　（Ｐｕ　ｆ　−２３９Ｐｕ＋　２
”Ｐｕ）とＰｕ−２４０との関係は、使用済燃料とその
燃焼度とにほとんど依存しない単調減少曲線となる。こ
のため、この単調減少関係を利用すれば、プルトニウム
同位体組成の相違により生じる反応度変化を合理的かつ
容易に補償することが可能となる。
また、本発明の第３の発明に係る熱中性子型原子炉用燃
料集合体において、異なる同位元素組成を有するプルト
ニウムに対しては、Ｐｕ−２４０の量の相違により混合
比を決定して所定のプルトニウム同位体組成を得るよう
にしている。このため、設計時に想定したＰｕ−２４０
の量と実際に入手したＰｕ−２４，０の量とが相違して
も、前記単調減少曲線を直線近似することにより、富化
度補正を行なうことか可能となる。
また、本発明の第４の発明に係る熱中性子型原子炉用燃
料集合体においては、プルトニウムを含む燃料棒の富化
度を、プルトニウムの組成、由来する使用済燃料の冷却
期間、および再処理後プルトニウムとウランとを混合し
燃料に成型加工して炉心に装荷するまでの期間に応じ補
正をして求めるようにしている。このため、より正確な
富化度の設定が可能となる。
また、本発明の第５の発明に係る熱中性子型原子炉用燃
料集合体においては、プルトニウムを含む燃料棒のプル
トニウムの富化度を、ウラン燃料の濃縮度をほぼ含む所
定の式の関係によって設定するようにしている。このた
め、プルトニウムを含む燃料棒のピーキング係数を、ウ
ラン燃料棒のそれに対して相対的に低下させることが可
能となる。
さらに、本発明の第６の発明に係る熱中性子型原子炉用
燃料集合体においては、可燃性毒物を混入した燃料棒を
、格子状の燃料棒配置の最外周またはウォータロッドの
周囲の領域に配置するようにしている。このため、可燃
性毒物の熱中性子吸収効果が高まり、その本数を減少さ
せることができ、他の燃料棒の出力ビーキングを低下さ
せることが可能となる。
（実施例） 以下、本発明の第１実施例を図面を参照して説明する。
第１Ａ図及び第１Ｂ図は、本発明に係る熱中性子型原子
炉用燃料集合体の一例としてのＢＷＲに用いられるプル
サーマル用ＭＯＸ燃料集合体を示すもので、第１Ａ図は
径方向の燃料配置を、また第１Ｂ図は軸方向の燃料配置
をそれぞれ示す。
第１Ａ図、第１Ｂ図において、符号１はチャンネルボッ
クス、２は燃料棒、Ｕｉ（ｉ−１〜４）はウラン燃料、
Ｐｌはプルトニウムを含んだＭＯＸ燃料、Ｇは可燃性毒
物入り燃料棒、Ｗはウォータロッドである。
本実施例においては、第７図に示すウラン燃料集合体の
中央部の高濃縮度燃料棒１８本を、ＭＯＸ燃料棒に置換
えた構造になっている。
なお、核分裂性プルトニウム（Ｐｕ）の富化度、Ｕ−２
３５濃縮度、可燃性毒物入り燃料棒のＵ−２３５濃縮度
、および可燃性毒物入り燃料棒のポイズン濃度は、以下
の通りである。
核分裂性Ｐｕ富化度 Ｐｉ　　：４．５％ Ｕ−２３５濃縮度 ｅｌ　：４．０％ ｅ２：３．０％ ｅＢ：３．８％ ｅ４：２．８％ ｅ５：３．５％ ｅＢ：２．３％ ｅ７　　：　　２．　６９６ ｅＢ：１．８％ 可燃性毒物入り燃料棒のＵ−２３５濃縮度ｅｇｌ：４．
１％ ｅＢ２：４．９％ 可燃性毒物入り燃料棒のポイズン濃度 ｇ１３．５％ ｇ２　二　４．　５％ この１８本のＭＯＸ燃料棒は、第７Ａ図、第７Ｂ図に示
す従来の濃縮ウラン燃料集合体において、周辺部にある
燃料棒に比べて高い濃縮度のウラン燃料棒をＭＯＸ燃料
棒に替えた構成となっている。
このため、これらの位置の燃料棒をＭＯＸ燃料棒とする
ことは、プルトニウムの富化度を高くすることになり、
一定量の回収プルトニウムをＭＯＸ燃料に加工する場合
の燃料ペレット数、燃料棒数を少なくすることができる
。
第２Ａ図及び第２Ｂ図は、本発明の第２実施例を示すも
ので、第７Ａ図、第７Ｂ図に示すウラン燃料集合体の中
央部と周辺部の１部の高濃縮度燃料棒４０本をＭＯＸ燃
料棒に置換えた構造となっている。図中Ｕｊ　（ｊ＝１
〜３）はウラン燃料、Ｐｉ（ｉ−１〜３）はプルトニウ
ムを含んだＭＯＸ燃料棒である。プルトニウムの富化度
およびウランの濃縮度は次のとおりである。
核分裂性Ｐｕ富化度 Ｐｌ：６．２％ Ｐ２：５．０％ Ｐａ：３．６％ Ｕ−２３５濃縮度 ｅｌ　　：４．０％ ｅ２：３．０％ ｅ３：３．３％ ｅ４：２．３％ ｅ５：２．２％ ｅ８　：　１．８％ 可燃性毒物入り燃料棒のＵ−２３５濃縮度ｅｇｌ：４．
１％ ｅｇ２：４．９％ 可燃性毒物入り燃料棒のポイズン濃度 ｇｌ　　：　　１．　５％ ｇ２：２．５％ 本実施例において、ＭＯＸ燃料棒に置換えていない２０
本のウラン燃料棒は濃縮度の低いものであり、中央部に
ある燃料棒に比べて半分以下の濃縮度となっている。こ
のため、これらの位置の燃料棒をウラン燃料棒とするこ
とは、プルトニウム富化度の低いＭＯＸ燃料棒の加工量
を減少し、定量の回収プルトニウムから製造するＭＯＸ
燃料棒数を減少させることに効果がある。
第３Ａ図及び第３Ｂ図は、本発明の第３実施例を示すも
ので、ＭＯＸ燃料棒として、上下端に天然ウランブラン
ケット部がないものを用いるようにしたものである。
なお、プルトニウムの富化度およびウランの濃縮度は次
の通りである。
核分裂性Ｐｕ富化度 Ｐｌ　：６．２％ Ｐ２：５．０％ Ｐａ　：　３．６％ Ｕ−２３５濃縮度 ｅｌ　：４．２％ ｅ２：３．９％ ｅ３：３．４％ ｅ４：３．９％ ｅ５：３．４％ ｅ６：２．５％ ｅ７：３．４％ 可燃性毒物入り燃料棒のＵ−２３５濃縮度ｅｇｌ：２．
８％ ｅｇ２：３．０％ ｅｇ３：２．８％ 可燃性毒物入り燃料棒のポイズン濃度 ｇｌ：３．５％ ｇ２７４．５％ ｇ９：２．５％ 本実施例において、ＭＯＸ燃料棒には、天然ウランブラ
ンケット部が設けられていないので、回収された一定量
のプルトニウムから製造されるＭＯＸ燃料棒数の増加を
防ぐことができる。また、ブランケット部が燃料部とし
て発熱有効部になるため、ＭＯＸ燃料の最大線出力密度
を低下させ、運転時の熱的制限値に対する余裕を増大さ
せることができる。
第４図は、本発明の第４実施例を示すもので、燃料棒を
９行９列に束ねた燃料集合体（９×９燃料）に適用する
ようにしたものである。
なお、プルトニウムの富化度およびウランの濃縮度は次
の通りである。
核分裂性Ｐｕ富化度 Ｐｌ：６．２％ Ｐ２：５．０％ Ｐａ：３．６％ Ｕ−２３５７１縮度 Ｕｌ：３．５％ Ｕ２　：　２．８％ Ｕ３：２．０％ 可燃性毒物入り燃料棒のＵ−２３５濃縮度上部：４，９
％ 下部：４．１％ 可燃性毒物入り燃料棒のポイズン濃度 上部＝２．５％ 下部：１．５９゜ 前記各実施例において、プルトニウム同位体組成の熱中
性子炉における照射中の変化は、主として中性子の吸収
により Ｕ−２３８→Ｐｉ−２３９→Ｐｕ−２４０−”Ｐｕ２４
１−Ｐｕ−２４２・旧・・（２）という連鎖で変化し、
Ｐｕ−２３９とＰｕ２４１の一部は核分裂により燃焼す
る。
ここで、使用済燃料の照射直後のプルトニウム同位体の
うち、核分裂性核種の和としてＰｕｔ＝　　　Ｐｕ＋２
”Ｐｕ　　　　・−−（３）３９ とし、Ｐｕ−２４０との関係を図示すると、第５図のよ
うになる。
すなわち、Ｐｕ−２４０とＰｕｆとの関係は、使用済燃
料とその燃焼度にほとんど依存しない単調減少曲線とな
る。したかって、この単調減少曲線を直線近似すること
により、再処理バッチ等により組成が異なるプルトニウ
ムがあっても、Ｐｕ−２４０の量と混合比により混合後
の組成を知ることができる。
本発明はこのようなＰｕ−２４０とＰｕｆの単調減少関
係を利用して回収プルトニウムの混合後の組成設定を容
易かつ合理的なものとすることができる。
また、回収プルトニウムの同位体組成がＭＯＸ燃料設計
時において仮定した組成と異なる場合、上記Ｐｕ−２４
０とＰｕｆの単調減少関係を利用してＭＯＸ燃料のプル
トニウム同位体組成の相違により生ずる反応度変化を合
理的かつ容易に補償することができる。
すなわち、使用済ウラン燃料を再処理して回収されたプ
ルトニウムの組成のＰｕ−２４０がＡのプルトニウムと
他の異なる使用済ウラン燃料を再処理して回収されたプ
ルトニウムの組成のＰｕ−２４０がＢのプルトニウムの
、Ｐｕ−２４０に対するＰｕｆ関係はそれぞれ第６図に
示す曲線上のＡｆ点とＢｆ点にあるとする。プルトニウ
ムＡとプルトニウムＢを混合したものの２４０Ｐｕは各
々の重量で加重平均した０点となり、Ｐｕｆは０点に対
するＡｆ、Ｂｆを結ぶ直線上の点Ｃｆとなる。
従って、Ｐｕ−２４０の量ＣがＭＯＸ燃料集合体設計に
おいて想定されたプルトニウム同位体の組成におけるＰ
ｕ−２４０の量りと一致するように混合すればその時の
Ｐｕｆ量Ｃｆは設計において想定されたＤｆよりわずか
に少ないのみでＭＯＸ燃料集合体の反応度的特性は設計
時の評価とほとんど変化がないか、あるとしても若干運
転余裕を大きくする傾向にある。
また、ＭＯＸ燃料集合体の設計時においては実際に回収
されて来るプルトニウムの同位体組成が不明であること
からしばしばＰｕｆが比較的大き目に設定される傾向が
あるが、このような場合に実際に入手されたプルトニウ
ムのＰｕ−２４０の量Ｃは設計において設定されたＰｕ
−２４０の量りよりも多くなり、ＭＯＸ燃料集合体の反
応度的特性としては第６図に示すように設計時よりΔＤ
ｆ相当分だけ小さくなる。これはＭＯＸ燃料集合体とし
ての反応度特性上不利である。このような組成のプルト
ニウムを使用して設計時の組成のプルトニウムを使用し
たＭＯＸ燃料と反応度的に等価にするためにＭＯＸ燃料
のプルトニウム富化度の設計値を補正して高くすればＭ
ＯＸ燃料棒の加工量も減少するので、経済的にも有利で
ある。
また、本発明は、実際に入手されたＰｕ−２４０の量と
設計時に想定したＰｕ−２４０の量との相違による反応
度的変化を、合理的な方法により補償するようにしてい
る。
すなわち、今、仮りにＭＯＸ燃料棒の富化度Ｐｉは、プ
ルトニウム同位体組成のＰｕ−２４０の量がＤのもので
設計されていたにもかかわらず、入手プルトニウムのＰ
ｕ−２４０の量がＣであったとする。このときのＰｕｆ
はＤｆ−Ｃｆ−ΔＤｆだけ少なく、富化度ＰｉのＭＯＸ
燃料棒には中性子吸収核種であるＰｕ−２４０が設計時
の想定値りよりＣ−Ｄだけ多い量が混合されることにな
る。しかし、本発明によりプルトニウム同位体組成の核
分裂性物質量をＰｕ−２４０の量でＣとＤを含む任意の
区間を直線近似することによりＰｕ−２４０の量の相違
に応じて次式で富化度Ｐｉを補正することが可能となる
。
すなわち、第６図の記号を用いると、補正量は、となり
、Ｐｉを０゛ｆ／　　　倍することになる。
ｆ この補正を行なえば、実際に入手されたプルトニウムの
Ｐｕｆ割合は、設計時のＰｕｆ割合Ｄｒと実際に使用さ
れるプルトニウのＰｕｆ割合Ｃｆとの差ΔＤｆよりわず
かに小さいＣｆ十Δｃｒ−ｃ’ｒとなるので、反応度的
には、設計時とほぼ等価となり、かつ運転余裕上からも
、不必要に過大な余裕の増加とはならず、本発明による
この手法を用いれば、適切かつ合理的な補正量を与える
ことができる。
また、使用済燃料取出し直後ｔｏにおける２４１Ｐｕ、
を２４１　Ｐｔｏとすれば、冷却期間ｔｏ＋２４１　　
　　　　　２４１ Δｔにおける　　Ｐｕ量、　　　　Ｐｔｏ＋Δｔは以下
のようになる。
２４１　　　　　−λΔｔ ２４１　Ｐｔｏ＋Δｔ−Ｐｔｏ（１−ｅ　　　　　　）
　　　−（５）４１ 本発明は、　　Ｐｕの崩壊による反応度損失を補正する
方法として上式により２４１　Ｐｕ、の減少量を求め、
ＭＯＸ燃料の富化度設計を合理的に行うことによりＭＯ
Ｘ燃料の反応度効果を容易に設定できるようにしている
。
すなわち、前述のＰｕ−２４０に対するＰｕｆの関係は
冷却期間を考慮しない時に単調減少曲線が成立するので
、ＭＯＸ燃料の富化度を設定する際には上記関係から得
られた入手プルトニウムの核分裂性Ｐｕ割合Ｃｆからの
Ｐｕ−２４１量の冷却期間中の減少量分を補うよう富化
度を高くする。
また、再処理後の回収プルトニウムは酸化物で取扱われ
る場合、Ｐｕ−２４１のβ崩壊により発生したＡｍ−２
４１は蓄積する。Ａｍ−２４１は中性子を吸収し一部は
核分裂性のＡｍ−２４２となるので、原子炉内の熱中性
照射である程度反応度は回復する。
再処理後Δｔ、１におけるＡｍ−２４１ｆｆｉＡｔｌは
、再処理直後のＰｕ−２４１量を２４１Ｐｕ（ｔ　１−
０）とすれば、次式で表わせる。
２４１　　　　　　　　　　　−λΔｔｌＡｔ　ｌ−Ｐ
ｕ　（ｔ　１−〇）　・（１−ｅ　　　　　）　・（６
）本発明はＡｍ−２４１の蓄積による反応度損失を補正
する方法として、上式によりＡｍ−２４１の蓄積量を求
め、ＭＯＸ燃料富化度設定を合理的に実施可能ならしめ
るものである。すなわち、ＭＯＸ燃料富化度設定の際は
、予想される再処理からＭＯＸ燃料成型加工および炉心
装荷までの期間に対するＡｍ−２４１の蓄積量を上式に
より推定し、この反応度損失効果を補うよう富化度を高
くする。
また、従来の濃縮ウランを使用した燃料集合体において
、濃縮ウランを使用した燃料棒の一部をＭＯＸ燃料棒に
置き換える場合に、ＭＯＸ燃料棒中のプルトニウムの照
射中の核変換による核分裂性物質の発生によるウラン燃
料棒における核分裂性物質減損量との相違により生ずる
ＭＯＸ燃料集合体径方向および軸方向ピーキング係数の
過大な増加を防止するため、ＭＯＸ燃料棒の富化度を設
定する際、以下に示すように行なう。
すなわち、従来は、前述のように濃縮度ｅｉミララン料
棒をＭＯＸ燃料棒に置換える場合、ルトニウムの核分裂
性物質の富化度Ｐｉが、の プ において、Ｑ−１，２〜１．５となっていたが、本発明
ではＱを１．２以下に設定することによりＭＯＸ燃料集
合体内においてＭＯＸ燃料棒のピーキング係数がウラン
燃料棒のそれに対して相対的に低下させることかできる
ようにしている。ただし、上式においてｅＢはＭＯＸ燃
料棒中のウランのＵ−２３５濃度を示し、ｌは燃料棒数
を示す。
また、前記第１〜第３実施例においては、可燃性毒物入
り燃料棒Ｇを、ＭＯＸ燃料集合体の最外周燃料棒領域の
一部、あるいは中央領域のウォータロッドＷ周囲に配置
するようにしているので、ＭＯＸ燃料集合体の径方向ピ
ーキング係数を低下させることができる。
すなわち、ＭＯＸ燃料集合体においてはＭＯＸ燃料棒中
にＰｕ−２４０等の多量の中性子吸収核種を含むために
熱中性子が吸収により減少している。このため可燃性毒
物の反応度抑制効果はＭＯＸ燃料棒近傍では減少するた
め可燃性毒物を混入した燃料棒の数を増加する必要があ
る。しかし、可燃性毒物を混入した燃料棒の出力ビーキ
ングは低下するので、代りに他の燃料棒の出力ビーキン
グが高くなる。従って、可燃性毒物を混入した燃料棒を
ＭＯＸ燃料棒が少ない領域、すなわち、燃料集合体周辺
ないし、ウォータロッド周囲の領域に配置することによ
って可燃性毒物の熱中性子吸収効果を高め、これによっ
て可燃性毒物を混入した燃料棒の数を減少し、他の燃料
棒の出力ビーキングを低下することができる。燃料集合
体周辺ないしウォータロッド周囲の領域は第１０図に示
すように熱中性子束が他の燃料領域より増大しているの
で、可燃性毒物の効果は他の燃料領域より増大させるこ
とができる。
また、本発明はＭＯＸ燃料集合体の軸方向ピーキング係
数の過大な増加を防止するために、ＭＯＸ燃料集合体中
のウラン燃料棒ないし可燃性毒物を混入した燃料棒の軸
方向に濃縮度分布ないし可燃性毒物濃度分布を設けるよ
うにしている。
すなわち、従来のウラン燃料集合体においては多くの燃
料棒に軸方向の濃縮度分布がつけられており、これをＭ
ＯＸ燃料棒に替えると核分裂性プルトニウム富化度分布
を構成しなければならず、このためＭＯＸ燃料の種類が
増加するか、代りにＭＯＸ燃料棒に替えないウラン燃料
棒ないし可燃性毒物混入燃料棒において濃縮度分布ない
し可燃性毒物濃度分布を構成してＭＯＸ燃料集合体とし
ての軸方向ピーキング係数の過大な増加を防止すること
ができ、かつ、ＭＯＸ燃料の種類を減らすことができる
。
なお、上記の燃料集合体において、可燃性毒物を混入す
る燃料棒にはプルトニウムを含まないウラン燃料を用い
ることにより、ＭＯＸ燃料の製造ラインを少なくして製
造コストを低減することができる。
また、本発明においては、可燃性毒物を混入した燃料棒
として、プルトニウムを含む燃料を用いることとプルト
ニウムを含まないウラン燃料を用いることができる。プ
ルトニウム燃料の製造のコストを低下させる上では、ウ
ラン燃料をベースとして用いることが有利である。これ
によって燃料集合体当りのプルトニウム装荷量が低下す
るので、プルトニウム装荷量の大きいことが重視される
場合には、プルトニウムを含む燃料にパーナブルポイズ
ンを混入させることも考えられる。
また、本発明は、ＢＷＲ燃料の適切な軸方向の核分裂性
物質（濃縮度及び富化度）あるいは可燃性毒物量の分布
を、本発明によって導入されたウラン燃料棒および可燃
性毒物を含むウラン燃料棒によって構成したものである
。
次に、ＭＯＸ燃料のプルトニウム富化度について説明す
る。
ＭＯＸ燃料集合体設計の時点ではプルトニウムの核分裂
性同位体Ｐｕｆの含有率Ｆが不明であるので、比較的初
期濃縮度の低く取出し燃焼度の小さいウラン燃料を再処
理して回収されたプルトニウムを仮定する。ここでは、
全プルトニウムに対するＰｕ−２３９、Ｐｕ−２４０、
Ｐｕ−２４１の各々の割合が、６７％、２２％、９％、
すなわち、Ｆ−７６（％）と仮定している。また、ウラ
゛ン燃料取出後再処理までの期間Δｔｃ、再処理後から
成型加工、炉心装荷までの期間Δｔ１も不明であるが、
過去の例からそれぞれΔｔｃ−２（年）、Δｔｌ−１（
年）を仮定している。
本発明におけるウラン濃縮度およびプルトニウム富化度
とこれらの分布は、以上のような設計により炉心装荷時
の運転特性として、熱的制限を満足するよう設計される
ものである。
以上のような設計が終了した後に、実際にプルトニウム
が入手された時の本発明の実施例を以下に示す。
実際に回収されたプルトニウムは初装荷ウラン燃料を４
年冷却後再処理されたもので、取出し直後のプルトニウ
ムの組成は全プルトニウムに対するＰｕ−２３９，Ｐｕ
−２４０，Ｐｕ−２４１の各割合が各々７１％、２０％
、９％のものと、取替ウラン燃料を４年冷却後再処理さ
れたもので、取出し直後のプルトニウムの組成が全プル
トニウムに対しＰｕ−２３９，Ｐｕ−２４０，Ｐｕ　−
２４１の各割合が各々４７％、３０％、１３％のもので
、その量の比はに２とする。この結果、平均Ｐｕｆは ８０ｘｌ＋６０ｘ２ ミロ７（％）　・・・（８ となる。このようなプルトニウムで本実施例のＭＯＸ燃
料の富化度Ｐｉを本発明を適用して決めると、第６図に
示すように次式の補正を施すことになる。
すなわち、実際に入手されたプルトニウムで第１図から
第４図に示す設計例のＭＯＸ燃料を設計時の特性を維持
するものとして製造するには核分裂性プルトニウム富化
度Ｐｉを実施例に示す数値の１．１倍とすることが必要
である。
なお、上記実施例は、入手プルトニウムの量の比較が与
えられた場合について示したが、実施例ニ示−１ｔ−Ｆ
−７６％のプルトニウムを得るための混合比を得ること
も本発明によって容易に可能となる。すなわち、上記二
種類のプルトニウムの混合 比をＰｘとすると、Ｐｘは次のようになる。
８０ＰＸ　＋６０　（１−Ｐｘ　）　−７６、Ｐｘ　−
−−−−（１０）次に、実施例の設計ではΔｔｃ−２（
年）、Δｔｌ−１（年）を仮定したか、実際に入手され
たプルトニウムに由来する使用済燃料はΔｔｃ−４（年
）で、再処理後炉心に装荷されるまでの時間Δｔｌ＝２
（年）であるとする。設計時での炉心装荷時のＰｕ−２
４１はΔｔｃ−０ての１１．７％より１．７％減少して
約１０．０％であるが、実際にはＰｕ−２４１は次式で
示される量だけ減少する。
従って、実際に入手されたプルトニウムは実施例に示す
核分裂性プルトニウムよりもＰｕ−２４１が約３％減少
しているのでＦは６４％減少すいることになり、このた
めの補正としてさらにＰｉを１．０５倍する必要がある
。
次に、再処理後炉心に装荷されるまでの期間Δｔｌが実
施例では１年を想定しているが、実際のＭＯＸ成型加工
時間により２年となることによる本発明による補正の実
施例を示す。実施例ではΔｔｌ−１（年）によるＡｍ−
２４１の蓄積を考慮した設計となっているが、この時の
Ａｍ−２４１は再処理後のＰｕ−２４１を２４１Ｐｕ（
ｔ＋−０）とすると、 であり、Δｔ　１−２　（年）後では だけ増加することになる。Ａｍ−２４１単位量当りの反
応度効果をｑｍ　　（Δに／ｋ　／Ａｍ−２４１）とす
ると、反応度減少量は となる。ここで、Ｐｕｆ単位量当りの反応度効果をｑｎ
　　（Δに／ｋ　／Ｐｕｆ’　）とすれば、Ｐｕｆをｑ
ｎ −０，０４２・−・”４１Ｐｕ（ｔｌ−０）　　　　　
　　　　＝・（１５）ｑｎ だけ増加すれば良い。
以上により、設計時の核分裂性プルトニウム富化度Ｐｉ
は、まとめると、実際に入手されたプルトニウムの組成
、その由来する使用済燃料の冷却期間、再処理後炉心に
装荷されるまでの期間の設計時の仮定との差により １、ＩＸｌ、０５ＸｆＡｍＸＰｉ　　　　・・・（１６
）となる。
〔発明の効果〕
以上説明したように、本発明の第１の発明は、プルトニ
ウムを含む燃料棒には、ウラン燃料部およびウランブラ
ンケット部を設けていないので、一定量のプルトニウム
から製造される燃料棒本数を少なくすることができ、ま
たプルトニウムを含む燃料棒の有効発熱長が長くなり、
最大線出力密度が低下して運転時の熱的制限値に対する
余裕を増大させることができる。
また、本発明の第２の発明は、プルトニウムを含む燃料
棒のプルトニウムの富化度を、プルトニウム同位元素で
あるＰｕ−２４０の含有率により設定するようにしてい
るので、プルトニウム同位体組成の相違により生じる反
応度変化を合理的かつ容易に補償することができる。
また、本発明の第３の発明は、異なる同位元素組成を有
するプルトニウムに対しては、Ｐｕ−２４０の量の相違
により混合比を決定して所定のプルトニウム同位元素組
成を得るようにしているので、設計時の想定したＰｕ−
２４０の量と実際に入手したＰｕ−２４０の量とか相違
していても、容易に富化度を補正することができる。
また、本発明の第４の発明は、プルトニウムを含む燃料
棒の富化度を、プルトニウムの組成、由来する使用済燃
料の冷却期間、および再処理後プルトニウムとウランと
を混合し燃料に成型加工して炉心に装荷するまでの期間
に応じ補正をして求めるようにしているので、より正確
な富化度の設定が可能となる。
また、本発明の第５の発明は、プルトニウムを含む燃料
棒のプルトニウムの富化度を、ウラン燃料の濃縮度を含
む所定の式の関係によって設定するようにしているので
、プルトニウムを含む燃料棒のピーキング係数を、ウラ
ン燃料棒のそれに対して相対的に低下させることができ
る。
さらに、本発明の第６の発明は、可燃性毒物を混入した
燃料棒を、格子状の燃料棒配置の最外周またはウォータ
ロッドの周囲の領域に配置するようにしているので、可
燃性毒物の熱中性子吸収効果が高まり、その本数を減少
させることができ、これにより、他の燃料棒の出力ビー
キングを低下させることができる。
【図面の簡単な説明】
第１Ａ図は本発明の第１実施例に係る熱中性子型原子炉
用燃料集合体を示す径方向燃料配置図、第１Ｂ図は同様
の軸方向燃料配置図、第２Ａ図は本発明の第２実施例を
示す第１Ａ図相当図、第２Ｂ図は同様の第１Ｂ図相当図
、第３Ａ図は本発明の第３実施例を示す第１Ａ図相当図
、第３Ｂ図は同様のｉｌＢ図相当図、第４図は本発明の
第４実施例を示す第１Ａ図相当図、第５図はプルトニウ
ム同位体Ｐｕ−２４０と核分裂性プルトニウム同位体の
和との関係を示すグラフ、第６図は第５図のグラフより
混合したプルトニウムの組成を求めめる方法を示す説明
図、第７Ａ図は従来のウラン燃料集合体を示す径方向燃
料配置図、第７Ｂ図は同様の軸方向燃料配置図、第８図
はプルトニウム組成の一例を示すグラフ、第９図は従来
のＢＷＲ炉心内の燃料集合体および制御棒の配置図、第
１０図は従来の燃料集合体の水平断面における熱中性子
束分布を示す説明図である。 １・・・チャンネルボックス、２・・・燃料棒、Ｕｉ（
ｉ−１〜４）・・・ウラン燃料、Ｐｉ（ｉ−１〜３）・
・・プルトニウムを含んだＭＯＸ燃料、Ｇ・・・可燃性
毒物入り燃料棒、Ｗ・・・ウォータロッド。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 １、濃縮ウランを使用した燃料棒を格子状に束ねた熱中
    性子型原子炉用燃料集合体において、格子状の燃料棒配
    置の最外周のコーナ位置の燃料棒を除く他の燃料棒のう
    ちの一部を、プルトニウムを含む燃料棒に替え、かつプ
    ルトニウムを含む燃料棒には、ウラン燃料部およびウラ
    ンブランケット部を設けないことを特徴とする熱中性子
    型原子炉用燃料集合体。 ２、濃縮ウランを使用した燃料棒を格子状に束ねた熱中
    性子型原子炉用燃料集合体において、格子状の燃料棒配
    置の最外周のコーナ位置の燃料棒を除く他の燃料棒のう
    ちの一部を、プルトニウムを含む燃料棒に替え、そのプ
    ルトニウムの富化度を、プルトニウム同位元素であるＰ
    ｕ−２４０の含有率により設定し、かつ異なる同位元素
    組成を有するプルトニウムに対しては、Ｐｕ−２４０の
    含有率の差に比例する富化度補正を施して設定富化度と
    することを特徴とする熱中性子型原子炉用燃料集合体。 ３、濃縮ウランを使用した燃料棒を格子状に束ねた熱中
    性子型原子炉用燃料集合体において、格子状の燃料棒配
    置の最外周のコーナ位置の燃料棒を除く他の燃料棒のう
    ちの一部を、プルトニウムを含む燃料棒に替え、そのプ
    ルトニウム富化度を、プルトニウム同位元素であるＰｕ
    −２４０の含有率により設定し、かつ異なる同位元素組
    成を有するプルトニウムに対しては、Ｐｕ−２４０の量
    の相違により混合比を決定して所定のプルトニウム同位
    体組成を得ることにより設定富化度とすることを特徴と
    する熱中性子型原子炉用燃料集合体。 ４、濃縮ウランを使用した燃料棒を格子状に束ねた熱中
    性子型原子炉用燃料集合体において、格子状の燃料棒配
    置の最外周のコーナ位置の燃料棒を除く他の燃料棒のう
    ちの一部を、プルトニウムを含む燃料棒に替え、そのプ
    ルトニウム富化度を、プルトニウムの組成、由来する使
    用済燃料の冷却期間、および再処理後プルトニウムとウ
    ランとを混合し燃料に成型加工して炉心に装荷するまで
    の期間に応じ補正して求めることを特徴とする熱中性子
    型原子炉用燃料集合体。 ５、濃縮ウランを使用した燃料棒を格子状に束ねた熱中
    性子型原子炉用燃料集合体において、格子状の燃料棒配
    置の最外周のコーナ位置の燃料棒を除く他の燃料棒のう
    ちの一部を、プルトニウムを含む燃料棒に替え、そのプ
    ルトニウムの富化度Ｐｉを、ウラン燃料の濃縮度ｅｉを
    含む次式の関係によって設定する Ｐｉ＝（ｅｉ−ｅＢ）・Ｑ Ｑ≦１．２ ｅＢ：プルトニウムを混合する燃 料のウランに含まれるＵ− ２３５濃度 ことを特徴とする熱中性子型原子炉用燃料集合体。 ６、濃縮ウランを使用した燃料棒を格子状に束ねた熱中
    性子型原子炉用燃料集合体において、格子状の燃料棒配
    置の最外周のコーナ位置の燃料棒を除く他の燃料棒のう
    ちの一部を、プルトニウムを含む燃料棒に替え、かつ可
    燃性毒物を混入した燃料棒を、格子状の燃料棒配置の最
    外周またはウォータロッドの周囲の領域に配置したこと
    を特徴とする熱中性子型原子炉用燃料集合体。
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