JPH04220596A - 沸騰水型原子炉炉心及び沸騰水型原子炉 - Google Patents

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】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は原子炉に関し、特に、プ
ルトニウムとウランとを含有するいわゆる混合酸化物燃
料をガドリニウムのような可燃性吸収材とともに利用し
て核燃料束の反応を最適にするような沸騰水型原子炉の
燃料束構成に関する。

【０００２】

【発明の背景】沸騰水型原子炉では、核分裂性燃料原子
、例えば、ウラン２３５、プルトニウム２３９またはプ
ルトニウム２４１がその核内に１個の中性子を吸収して
核壊変を起こす。これは、平均して、大きな運動エネル
ギーをもつ比較的低い原子量の２個の核分裂破片と、数
個の中性子を発生する。これらの中性子もエネルギーが
高い。

【０００３】沸騰水型原子炉における核燃料は燃料棒形
であり、核燃料棒は、複数の焼結ペレットを細長い密封
被覆管または「燃料棒」に入れて構成される。複数群の
このような燃料棒が上側結合板と下側結合板の間に支持
され、別々に交換し得る複数の燃料集合体または燃料束
を形成する。十分な数のこのような燃料集合体をマトリ
ックス状にほぼ直円柱形に配置して、自己持続核分裂反
応が可能な炉心を形成する。核分裂生成物の運動エネル
ギーは燃料棒内で熱として散逸する。エネルギーはまた
、核分裂過程で生じた中性子とガンマ線等の放射線によ
り燃料構造体と減速材内に蓄積される。炉心は熱を除去
する冷却材内に浸される。通例、このような除熱は、冷
却水が沸騰して蒸気となることによって生じる。蒸気か
らエネルギーが抽出されて有用な仕事をなす。

【０００４】沸騰水型原子炉では、冷却材はまた中性子
減速材として作用する。この減速材は、放射された高エ
ネルギー中性子を受取って減速し、減速された中性子は
熱的性質をもつので、核分裂反応を継続する燃料に吸収
されやすくなる。

【０００５】水冷水減速原子炉で通常使用する燃料は二
酸化ウランからなり、その約０．７　〜５．０　％が核
分裂性のウラン２３５であり、親物質であるウラン２３
８と混合されている。原子炉の運転中、親物質ウラン２
３８の一部が核分裂性のプルトニウム２３９とプルトニ
ウム２４１に転換される。つまり、ウラン２３８も核分
裂性であるが、これは高エネルギー中性子に対してだけ
である。 発生した核分裂性物質（例えばプルトニウム２３９とプ
ルトニウム２４１）対破壊された核分裂性物質（例えば
ウラン２３５とプルトニウム２３９とプルトニウム２４
１）の比は「転換率」と定義されている。

【０００６】燃料束は通例、ある出力停止時毎に交換さ
れる。通例これらの出力停止により「サイクル」が定ま
る。このような出力停止中は、原子炉が開かれ、そして
昇降装置が使用済み燃料入りの燃料束を除去し、代りに
、新しい核分裂性物質を燃料棒に入れた燃料束を設置す
る。各出力停止時に、全燃料束の一部分だけが除去され
、その除去部分は２５％程度である。

【０００７】

【発明が解決しようとする問題点】使用済み燃料束から
の燃料の再処理の仕方は公知である。通例、プルトニウ
ム（例えばプルトニウム２３９とプルトニウム２４１）
を回収する。この回収プルトニウムは、天然の酸化ウラ
ンまたは拡散分離工場廃棄物中のウランを取り出して混
合工程で処理することにより混合される。通例、プルト
ニウムとウランは酸化物に変換される。その後、プルト
ニウム酸化物とウラン酸化物をそれぞれ所望の重量百分
率を占めるように混合する。混合後、酸化物を焼結し、
好ましくは面心立方格子組織をもつ燃料ペレットにする
。焼結ペレットは密封したジルコニウム製燃料棒内に挿
入される。混合に関しては、これらの混合酸化物（ＭＯ
ｘ　）燃料棒は様々なプルトニウム濃度をもつ必要があ
る。すなわち、個々の燃料束の様々な燃料棒に５か６通
りの相異なる濃度のプルトニウムを入れる必要がある。

【０００８】使用済み燃料束から新燃料束を作るための
プルトニウムのこの種の回収と混合と焼結は困難なこと
であることは理解し得よう。使用済み燃料棒の放射性の
ガスと元素は通例遠隔操作により処理されなければなら
ない。プルトニウム自体は毒性であり、α線を放射し、
そして半減期が長い。このため、除去工程が複雑になる
。簡単に述べると、このようなプルトニウムの回収と混
合と焼結は、包囲された環境において特殊処理条件のも
とで行う必要がある。従って、核燃料棒内の混合酸化物
燃料の処理と配置は、従来の酸化ウラン化合物の使用と
は大いに異なる。それゆえ、いわゆる混合酸化物燃料（
ＭＯｘ　）の使用は、酸化ウランとガドリニウムのよう
な可燃性吸収材とを包含する燃料装荷とは別に隔離され
た処理工場で行われる。

【０００９】原子炉を定常状態出力レベルで運転する場
合、核分裂を誘発する中性子の数を一定に保つ必要があ
る。すなわち、各核分裂反応は、その後の核分裂反応を
誘起する正味１個の中性子を発生しなければならない。 そうすれば、運転は自己持続的になる。この運転の特徴
は、実効増倍率Ｋｅｆｆ　を定常状態運転の場合１にし
なければならないということである。実効増倍率Ｋｅｆ
ｆ　は、全体として考えた原子炉の中性子再生率である
。これは、当該炉心局所域と同じ構成と特徴を全体にわ
たって有する無限に大きな系の中性子再生を定める局所
的または無限増倍率Ｋｉｎｆ　と区別すべきものである
。

【００１０】運転中、核分裂性燃料は減損し、そして実
際に核分裂生成物の幾つかはそれら自体中性子吸収材ま
たは「毒物」である。これを相殺するため、原子炉は通
常、初期過剰量の核燃料を備えなければならず、その結
果初期過剰反応度が生じる。この初期過剰反応度により
、実効増倍率を１に維持する制御系が必要となる。この
維持は燃料サイクルの初期に過剰反応度の存在の下で生
じなければならない。制御系はまた、原子炉を停止でき
るように実効増倍率を１以下に下げるように機能する。 制御系は通例中性子吸収物質を利用し、この物質は非核
分裂吸収または中性子の捕獲により中性子の個数を制御
するように働く。

【００１１】本発明は燃料束の複雑な装荷方式に関する
ので、代表的な燃料束の構造を、いわゆる制御棒と隣接
燃料束とに関連する燃料束形状とともに理解する必要が
ある。

【００１２】各燃料束は複数の長さ方向に延在する密封
棒を備え、これらの棒には核分裂性物質が封入されてい
る。核分裂性物質は燃料束の全寿命中封入状態に保たれ
る。密封された燃料棒の開放は、ここに述べた処理のた
めに必要になる。

【００１３】このような燃料棒の１群が、通例、底部に
おける下側結合板と頂部における上側結合板との間に支
持される。６×６、７×７、８×８、９×９本配列の燃
料棒が従来利用されてきた。通例、これらの配列は、示
された数に応じた数のいわゆる「格子位置」を燃料棒用
の位置として画成する。これらの格子位置のある部分は
他の燃料束要素によって占有され得ることを理解された
い。例えば、普通、減速用の水を収容する棒をこのよう
な燃料束の中央に挿入し、燃料束全体にエネルギー発生
のための所望反応分布を与える。

【００１４】通例、最新燃料束設計の場合、燃料棒の総
数は増加している。現状では、格子位置８×８および９
×９が利用されている。さらに、９×９設計では、格子
位置の幾つかに短縮燃料棒を設けることが現在普通であ
る。燃料棒の短縮は数々の利点をもたらす。このような
利点の一例は、「２相圧力降下沸騰水型原子炉集合体設
計（Ｔｗｏ　Ｐｈａｓｅ　Ｐｒｅｓｓｕｒｅ　Ｄｒｏｐ
　Ｂｏｉｌｉｎｇ　Ｗａｔｅｒ　Ｒｅａｃｔｏｒ　Ａｓ
ｓｅｍｂｌｙ　Ｄｅｓｉｇｎ　）」と題した１９８８年
４月４日付の米国特許出願第１７６９７５号に記載され
ている。

【００１５】各燃料束には包囲チャネルが含まれ、両結
合板間を流れかつそれらを通流する水を個々の燃料棒の
軸方向長さに沿って流すように包囲する。減速用の水が
包囲チャネル内をその底部から流れそして包囲チャネル
の頂部から流出する。水が運転中の原子炉内を通過中、
蒸気が発生して通過中の水と混合する。

【００１６】減速水はまたチャネルの外側に存在する。 この水は、通例、高い割合の蒸気を含まず、炉心バイパ
ス域として知られる区域内にある。炉心バイパス域は、
高速中性子束を減速する水を有する。高速中性子は急速
に熱中性子となり、これらの熱中性子は炉心バイパス域
内の持続核反応を開始し得る。

【００１７】燃料束自体は、それらの核反応の制御のた
めに、通例４体を１群として複数の群をなすように配列
される。通例、正方形断面の４つの燃料束が垂直方向を
向いて並置される。各燃料束は残りの燃料束から離間し
てその間隙に炉心バイパス域を画成する。並立関係にあ
る４つの燃料束を考えると、それらの燃料束は相互間に
十字形間隙域を画成する。この十字形間隙域内に補完的
な十字形制御棒が挿入されて中性子の寄生吸収と原子炉
の最終制御に役立つ。

【００１８】最新の制御棒設計は、４つのこのような燃
料束を１群とする多群の燃料束を包含する。普通、炉心
は８００　個までのこのような個別燃料束を収容する。 ４つの燃料束の各群が１本の制御棒を有し、この制御棒
は燃料束の面相互間を貫通して中性子の吸収と原子炉の
制御をなす。

【００１９】燃料束の寿命中、通常の環境では、燃料束
はあまり制御棒に露出されない。その結果、普通の場合
、熱中性子束は燃料束のコーナにおける方が燃料束の他
部におけるより高い。

【００２０】燃料束は、初期には核分裂性物質内に過剰
反応度が生じるので、可燃性吸収材を包含することが時
々必要である。このような可燃性吸収材は、燃料サイク
ルの初期中、中性子を吸収するように作用し、そしてさ
もなければ存在するはずの過剰反応度が核反応の制御を
妨げないようにする。

【００２１】可燃性吸収材は、中性子吸収により中性子
吸収力の低い物質に変換される中性子吸収材である。周
知の可燃性吸収材はガドリニウムである。その奇数同位
体（ガドリニウム１５５とガドリニウム１５７）は熱中
性子に対して非常に大きな捕獲断面積を有する。

【００２２】利用し得る可燃性吸収材はまた望ましくな
い効果ももたらす。特に、燃料束サイクル末期中、残留
可燃性吸収材が燃料束の効率を下げる。燃料束の作用は
、もし可燃性吸収材が存在しないかまたは少なくとも絶
対最少量に維持されるならば、はるかに良くなるはずで
ある。例えば、ガドリニウムを可燃性吸収材として使う
場合、その断面積の大きな同位体（ＧＤ−　１５５　と
ＧＤ−　１５７　）は急速に減損する。残念ながら、こ
れらの元素は次のような元素、すなわち、中性子捕獲断
面積は少ないが燃料束の効率をかなり減らすような元素
に変換される。 例えば、ガドリニウムでは、発生する同位体（ＧＤ−　
１５４　とＧＤ−　１５６　とＧＤ−　１５８　）は依
然として中性子を吸収し続け燃料束の全効率を減らす。

【００２３】周知のように、ガドリニウムのような可燃
性吸収材は、十分な濃度で存在する時、自己遮蔽態様で
作用する。すなわち、中性子束の照射時に、中性子吸収
は実質的に吸収材の外面で起こるので、吸収材の体積は
吸収材の濃度に基づく速度で半径方向に縮小する。

【００２４】また、プルトニウム、特に核分裂性のプル
トニウム２３９とプルトニウム２４１は、ウランに比べ
て大きな中性子吸収断面積をもつことが知られている。 ガドリニウムのような可燃性吸収材を核分裂性プルトニ
ウムとともに利用する場合、ガドリニウム自体がプルト
ニウムにより中性子から遮蔽され得る。従って、可燃性
吸収材の制御特性を利用するには、核分裂性プルトニウ
ムが存在する場合、利用するガドリニウムの濃度を大い
に高めなければならない。

【００２５】本燃料設計と関係するものとして別の難点
がある。運転中、燃料束内の蒸気ボイドの割合は原子炉
の頂部に向かって増加する。これらの蒸気ボイドにより
原子炉の頂部域内の減速が少なくなる。なぜなら、存在
する水の量が比較的少ないからである。その結果、炉心
を形成する燃料束の下部域に向かって傾斜する出力分布
が生じる。

【００２６】これを補うために可燃性吸収材を軸方向に
不均等に分布させることが、公知の方法として実際に行
われている。複数の燃料棒に、ホット運転最大反応度の
軸方向区域に向かって傾斜する分布をなす可燃性吸収材
を設ける。代表的な形状は米国特許第３７９９８３９　
号に示されている。

【００２７】しかし、コールド運転停止状態では、事態
は非常に異なる。さらに詳述すると、このコールド停止
状態では、照射された沸騰水型原子炉炉心の頂部は底部
より反応度が高い。この比較的高い反応度が発生するの
は、正常運転中、原子炉頂部において比較的多くのプル
トニウムが発生しそして比較的少ないウラン２３５が破
壊されるからである。特に、原子炉の頂部において比較
的多数の高速中性子が存在する。これらの高速中性子は
転換率を高めそして燃料棒内の燃焼を少なくする。

【００２８】コールド停止状態では、炉心の上部におけ
る蒸気ボイドが除かれる。なぜなら、減速水内に存在す
る蒸気はもしあったとしてもわずかだからである。従っ
て、コールド停止状態では炉心の頂部は底部より反応度
が高い。代表的な認可基準によれば、炉心から任意の１
本の制御棒を突き出した場合０．３８％の反応度停止余
裕（０．９９６２未満のＫｅｆｆ　）が必要である。予
想不確実性に対する余裕を設けるため、１％の予想停止
余裕（０．９９未満のＫｅｆｆ　）の設計基準が、制御
棒と可燃性吸収材とにより設けるべきものとして、通例
要求され適用される。

【００２９】ある種の原子炉は、いわゆる「コールド反
応度」に対する特殊設計を要する燃料集合体を有する。 このような先行技術燃料集合体では、可燃性吸収材を非
対称的に分布させることにより、コールド停止余裕を運
転効率の最少損失に合わせ得る。燃料集合体は燃料束の
軸方向範囲にわたって分布する核分裂性物質を構成部と
して有する。核分裂性物質と混合する構成部として中性
子吸収物質が加えられる。この中性子吸収物質は、「コ
ールド停止制御域（ｃｏｌｄ　ｓｈｕｔｄｏｗｎ　ｃｏ
ｎｔｒｏｌ　ｚｏｎｅ）」として知られる比較的短い軸
方向区域内の増量を特徴とする軸方向分布を有する。こ
のコールド停止制御域はコールド停止最大反応度の軸方
向域の少なくとも一部に対応する。中性子吸収物質から
なる構成部の軸方向分布は、通例、「ホット運転」制御
域として知られる軸方向域内の追加的な増量を特徴とす
る。構成部である中性子吸収物質は、普通、燃料棒の少
なくとも幾つかに入れられる。コールド停止域内のこの
増量は、少なくとも部分的に、コールド停止制御域だけ
に吸収材を有する１本以上の燃料棒によってもたらされ
得る。コールド停止域内の中性子吸収物質のこの増加は
、コールド停止制御域内の燃料濃縮度を低下させること
によりさらに補足され得る。

【００３０】燃料束内のガドリニウムの分布を絶対最少
量に保つことが望ましいことをさらに理解されたい。ガ
ドリニウムは、中性子吸収に加えて、燃料棒の熱伝導率
を減らしそして核分裂ガス放出を増す。その結果、ガド
リニウム内蔵棒はしばしば燃料集合体内で最も制限的な
棒となる。従って、これらの制限棒の故に、燃料束全体
の定格出力を下げなければならず、それに応じて局所出
力分布に悪影響がある。必要な出力降下量は所要ガドリ
ニウム濃度に依存する。この所要ガドリニウム濃度は、
適当なコールド停止余裕をとるためにガドリニウム濃度
を高める必要のある延長燃焼燃料設計および（または）
高エネルギーサイクル設計の場合に時々重大な問題にな
る。

【００３１】残念ながら、最新原子炉で利用する比較的
密集度の高い９×９配列は、過剰ガドリニウムが問題を
起こし得る燃料束の例である。上述の技術的背景は関連
した運転および停止上の制約に関連した問題のみを要約
してあることをここで理解されたい。これらの制約に関
連した問題は、後述の最適燃料束設計を理解し得るよう
に要約してある。

【００３２】

【発明の概要】ウランと混合した回収プルトニウムの酸
化物（ＭＯｘ　）を包含する燃料束設計であって、プル
トニウムの含有量を最大にしかつ相異なるＭＯｘ　ペレ
ット濃度タイプの数を最少にし得るものを開示する。沸
騰水型原子炉では、燃料束のコーナにおけるまたはコー
ナに隣接する棒を除外して燃料束内の全ての位置にＭＯ
ｘ　内蔵棒を設ける。コーナに隣接する燃料棒は、好ま
しくは、ＭＯｘ　を内蔵せず、代りにウランガドリニウ
ム棒が設けられる。開示のウランガドリニウム棒は、燃
料束の軸方向に所望コールド反応度停止域を設けるよう
にガドリニウムが非対称的に装填され得る。その結果、
先行燃料サイクルから回収した核分裂性プルトニウムの
使用を最大にし、相異なるＭＯｘ濃度タイプの数を最少
にしそして所要ウラン濃縮度を減らし得る燃料束設計が
開示される。同時に、いわゆるコールド反応度停止域の
ための所望軸方向整形が、ＭＯｘ　棒と関係なしに、ま
たさらに重要なこととして、同一燃料棒内にＭＯｘ　燃
料とガドリニウムを混合することなく達成され得る。さ
らに、ガドリニウムウラン棒を燃料束の周辺部に、高い
熱中性子束をもつ永久的な間隙水域近くに配置すること
により、ガドリニウムの価値が最大限に発揮される。中
性子断面積の大きなプルトニウムによるガドリニウムの
遮蔽は最少になる。開示設計では、可燃性吸収材である
ガドリニウムの使用は最少量に減らされ、その結果全燃
料束エネルギー出力が高まる。

【００３３】

【発明の目的と特徴と利点】本発明の目的の一つは、各
燃料束に高い割合のプルトニウムを利用する燃料束設計
を開示することである。

【００３４】本開示設計の一利点は、各ＭＯｘ　燃料束
に要する個別のプルトニウム濃度の数を制限することで
ある。本明細書に開示する好適実施例では、ただ３種の
プルトニウム濃度しか必要でない。これは、本開示設計
で用いる個別プルトニウム混合物の数を制限することに
より、混合と個々の燃料棒の組立てを簡単にする。

【００３５】本発明の他の目的は、開示した燃料束で利
用するガドリニウムの最大価値を実現させることである
。本発明のこの特徴によれば、ガドリニウムはコーナ位
置に配置される。これらのコーナ位置では、ガドリニウ
ムは比較的高い中性子束に出会う。同時に、ガドリニウ
ムは、燃料束内で核分裂性物質として用いるプルトニウ
ムの比較的大きな断面積により遮蔽されることがない。

【００３６】本発明のこの特徴の一利点は、ガドリニウ
ムが燃料サイクルのはじめのところで過剰反応度を調節
しやすい所に配置されることである。

【００３７】上記特徴の他の利点は、ガドリニウムが消
費された時、通例、燃料束の原子炉寿命末期の第１四半
分後に、残りのガドリニウムが燃料束の効率低下を最少
にすることである。

【００３８】本発明の他の目的は、燃料束のコーナにお
いてのみ燃料棒に入れたガドリニウムを、コールド反応
度停止域を燃料束に与えるために利用できることである
。いわゆるＭＯｘ　棒のプルトニウム濃度を変える必要
はない。

【００３９】本発明の他の目的は、原子炉内の燃料束全
寿命サイクル中比較的高い反応度分布を有するＭＯｘ　
燃料束を開示することである。この比較的高い反応度は
炉心全体に与えられ、それに伴う利点として、核分裂反
応の維持を助ける。

【００４０】本発明のこの特徴の一利点は、炉心全体に
並置した開示の燃料束では、隣り合う燃料束における濃
縮度について要件を下げられることである。

【００４１】本開示設計の他の利点は、本設計を最新燃
料束設計の密集配列に利用できることである。例えば、
ここで用いる２つの実施例は８×８および９×９燃料棒
配列である。

【００４２】本発明の他の目的は、本設計では部分長棒
も設け得ることである。代表的な場合、部分長棒は本開
示設計におけるＭＯｘ　棒であり、燃料束内に配置され
る。

【００４３】本発明の他の目的と特徴と利点は添付図面
と関連する以下の説明からさらに明らかとなろう。

【００４４】

【実施例の記載】図１は容器Ｖを有する原子炉Ｒを示す
。容器Ｖは内部で圧力の下で核反応を発生させるための
ものである。

【００４５】また複数の燃料束からなる炉心Ｋが示され
ている。燃料束炉心Ｋは下部に１群の制御棒Ｃを備え、
十字形制御棒が隣り合う燃料束相互間の間隙に対して出
し入れされる（図２参照）。

【００４６】原子炉Ｒは冷却材流を誘起するためのジェ
ットポンプＪを有する。さらに詳述すると、ジェットポ
ンプＪは下向きの冷却材流を誘起し、下方にある制御棒
群Ｃに送り込む。そこから流体は上向きに炉心Ｋを通流
しトップガイドＴを通って原子炉の頂部に戻る。また、
ジェットポンプＪによりシュラウドＳＨの上方で下向き
の流れが容器Ｖの側壁と炉心Ｋの側壁の間に誘起される
。すなわち、下降流体流が外側で生じるとともに上昇流
体流が内側で生じる。

【００４７】発生した飽和蒸気が汽水分離器Ｓと乾燥器
Ｄを経て原子炉の頂部から抽出される。この飽和蒸気か
らタービンと発電機（図示せず）が動力を抽出し得る。 通例、タービンから排出された使用済み蒸気は復水器に
入り、そこで凝縮されて原子炉給水となり冷却材の連続
再循環に役立つ。

【００４８】図２は原子炉の４つの並立燃料束を示す。 下側炉心板２４が障壁を形成している。この障壁は水平
であり、燃料束の下方にある制御棒群Ｃ（図１参照、図
２には示してない）とその上にある個別燃料束自体との
間に配置されている。障壁２４により、水が燃料束の底
部を通ってチャネル内に圧送され個々の燃料棒の周囲を
流れ得る。

【００４９】各燃料束は下側結合板Ｔ１（図３参照）を
有し、また上端に上側結合板Ｔ２を有する。両結合板間
にはチャネル３０が延在する。チャネル３０の機能は、
流体流を両結合板間かつチャネル内を通るように導いて
減速用の水が２種の機能を果たし得るようにすることで
ある。

【００５０】第１に、減速水は核分裂反応で放射された
高速高エネルギー中性子を受取って低速中性子すなわち
熱中性子にする。低速の熱中性子は連続的な核反応を引
起こす。

【００５１】第２に、上昇水の一部は蒸気に変わる。こ
の蒸気は、従来のタービンが核反応の熱により仕事をな
すように使用され、復水器で復水になって図１に示した
原子炉に還流する。

【００５２】図２はさらに制御棒４０を示す。制御棒４
０は４つの燃料束間を通る。これらの燃料束には符号３
１、３２、３３、３４を付けてある。燃料束の配置に注
意されたい。

【００５３】通例、各燃料束は下端が燃料支持鋳物５０
に支持されている。燃料支持鋳物５０は下方に延びて下
側炉心板２４の穴２６を貫通している。燃料支持鋳物５
０は制御棒駆動装置ハウジング（符号を付けてない）の
頂部に支持されている。制御棒駆動装置ハウジングは燃
料束の重量を原子炉容器Ｖ（図１参照）の底部に伝える
。

【００５４】個々の燃料束３１〜３４は上端がトップガ
イドＧに支持されている。トップガイドＧは交差部材６
１、６２、６３、６４を備えた金属格子を有する。これ
らの交差部材は燃料束３１〜３４を直立状に支持する。

【００５５】燃料束は互いに離間している。この離間は
、燃料束相互間に図示の十字形断面間隙７０を画成する
。この十字形断面間隙７０内に図示のように制御棒４０
が配置される。

【００５６】制御棒４０は従来のものである。通例それ
は制御棒駆動装置ハウジング（図示せず）内の在留位置
から炉心板２４の穴２６を経て挿入される。原子炉の制
御の際、制御棒は燃料束相互間を上昇する。その十字形
状は複数の平面４１、４２、４３、４４を包含する。

【００５７】図から分かるように、平面４１は燃料束３
３、３４間の間隙を通り、平面４２は燃料束３１、３４
間を通る。平面４４は燃料束３１、３２間を通り、最後
に平面４３は燃料束３３、３２間を通る。

【００５８】通例、４つの燃料束からなる各群に制御棒
を１本ずつ設ける。全体的に２つの水流路が存在するこ
とをさらに理解されたい。第１の水流路は燃料束のチャ
ネル内かつ両結合板Ｔ１、Ｔ２間にある。第２の水流路
はいわゆる炉心バイパス域にある。これは隣り合う燃料
束相互間の区域である。

【００５９】原子炉の正常運転中、両結合板間かつ燃料
束内の流路は蒸気を含む。この蒸気の存在比率は、水が
燃料束の底部から燃料束の頂部に向かって上昇するにつ
れて高くなる。

【００６０】原子炉の始動運転中、両結合板間かつ燃料
束内の流路は水を含む。この水は比較的高度の中性子減
速を引起こす。この高度の中性子減速はコールド反応度
停止域の設定を必要とする。

【００６１】全ての正常運転中、炉心バイパス域には水
が充満している。この炉心バイパス域はそれに隣接する
燃料棒に高度の中性子減速をもたらす。従って、高レベ
ルの熱中性子束がこの区域に存在する。

【００６２】図４Ａはここで用いる型の燃料束の一つＢ
１を示す。これについて次に概説する。

【００６３】第１に、この燃料束は方形断面のチャネル
６０と中央水棒Ｗを有する。水棒Ｗ内とチャネル６０の
外部には、普通、蒸気と混合しない水が存在する。従っ
て、燃料束のこれらの区域では比較的高度の減速が発生
する。

【００６４】第２に、同図から分かるように、燃料束の
コーナ６１、６２、６３は、可燃性吸収材であるガドリ
ニウムを有するガドリニウム内蔵棒の位置である。コー
ナ６４は、通例、計装管例えば局所出力領域モニタ用の
管に隣接する。ガドリニウムは中性子束に悪影響を及ぼ
すので、燃料束のコーナ６４から除かれている。なお、
中性子束は計装管によって測定される量の一つである。

【００６５】通例、図２に示した制御棒４０はその十字
形交差部が燃料束Ｂ１のコーナ６３に隣接するように挿
通される。原子炉の正常運転状態では、制御棒は通例完
全に引抜かれている。

【００６６】後述のように、ここに開示した特定設計は
いわゆるＤ格子原子炉で利用される。このようなＤ格子
原子炉では、燃料束離間は一様でない。通例、コーナ６
４の所では燃料束は比較的狭い間隔で相隔たる。コーナ
６４と向かい合うコーナ６３の所の燃料束相互間の間隔
は最も広い。図２に示した制御棒４０が通るのはコーナ
６３の燃料束相互間の間隙である。

【００６７】コーナ６１、６２の燃料束相互間隔はコー
ナ６３、６４の燃料束相互間隔の中間にある。

【００６８】制御棒４０が常時完全に引抜かれているこ
とと、コーナ６３に隣接する間隙が最大であることから
、符号Ｇ１、Ｇ３、Ｇ４で示した５本のガドリニウム内
蔵棒がコーナ６３に隣接して配置される。

【００６９】コーナ６３と異なり、コーナ６２、６１に
はそれぞれ３本だけのガドリニウム棒を設けてある。こ
れらの棒には符号Ｇ２、Ｇ３、Ｇ４が付いている。

【００７０】最後に、コーナ６４にはガドリニウムを設
けてない。

【００７１】また同図に見られるように、水棒Ｗが８×
８格子内の約４つの格子位置を占めている。従って、残
りの棒のうちの４９本が、プルトニウムと劣化ウランと
の相異なる組合せからなる混合物を有する。

【００７２】図４Ｂを参照すれば、プルトニウムの諸濃
度を容易に理解できる。燃料棒５は５重量％のプルトニ
ウムを内蔵する。

【００７３】燃料棒９は９重量％のプルトニウムを内蔵
する。最後に、燃料棒１２は１２重量％のプルトニウム
を内蔵する。

【００７４】また、図示のように、開示した棒のうちの
３３本が１２重量％のプルトニウムを有する。このレベ
ルのプルトニウム濃度は、開示した燃料束設計では比較
的高い濃度である。

【００７５】さらに、いわゆる混合酸化物（ＭＯｘ）燃
料棒（すなわち棒５、９、１２）は全て一つの減損ウラ
ン濃縮度を有する。さらに詳述すると、これらの棒は１
０分の２重量％のウラン２３５を内蔵する。この物質は
濃縮工場廃棄物等のような任意の減損ウラン源から取ら
れることが好ましい。また、ガドリニウムは４種の棒に
内蔵される。４種のうち２種の棒Ｇ１、Ｇ２内のガドリ
ニウムは棒の全長にわたって均等に分布している。従っ
て、これらの棒はコールド反応度停止域の形成にほとん
ど寄与しない。

【００７６】棒Ｇ３、Ｇ４では、図示のように、いわゆ
るコールド反応度停止域内でガドリニウムが高い重量％
（棒Ｇ３では４重量％、棒Ｇ４では５重量％）の濃度で
分布している。

【００７７】棒Ｇ１の濃縮度は約２重量％である。棒Ｇ
２の濃縮度は約３．９５重量％である。最後に、棒Ｇ３
は３重量％のウラン２３５を内蔵し、棒Ｇ４は３．９５
重量％のウラン２３５を内蔵する。

【００７８】天然ウランからなる小さな垂直方向区域が
燃料棒の底部と頂部においてそれぞれ６インチの範囲に
分布している。

【００７９】図４Ｃは燃料束平均縦軸方向断面略図であ
る。この断面略図には開示燃料束の停止域が示されてい
る。この停止域はガドリニウム棒Ｇ３、Ｇ４だけによっ
て与えられることを想起されたい。

【００８０】さらに、プルトニウムの相異なる濃度は３
通りだけであることを理解されたい。また、プルトニウ
ムの最高濃度は束内で最も多くの場を占める。

【００８１】実際の製造では、普通、多量のプルトニウ
ムを内蔵する棒から隔離した施設でガドリニウム棒を製
造する必要があることを理解されたい。本発明は１１本
だけのガドリニウム棒を包含し、これらのガドリニウム
棒は、他所で組立てそして燃料束組立現場に出荷するの
に便利である。

【００８２】本好適実施例では、いわゆる「コールド反
応度停止域」を画成するように初期反応度分布を調整し
た燃料束を示した。この好適実施例に匹敵するとは言え
ないまでも、コールド反応度分布を調整して「コールド
反応度停止域」を画成しなくても、ガドリニウム棒をコ
ーナ位置に配置することにより本発明を実施できること
を理解されたい。

【００８３】燃料束の物理的構造を説明したが、さらに
２つのグラフで本燃料設計の利点を示す。

【００８４】図５Ａのグラフから分かるように、普通の
燃料束に対して本発明の改良燃料束は優れた反応度を示
す。さらに詳述すると、ギガワット日毎米トン（小トン
）単位の照射に対して無限反応度をプロットすることに
より、燃料束の寿命中ほぼ全ての時に反応度が比較的高
いことが分かる。特に、本設計の燃料束が炉心全体にわ
たって分布することを考えると、改良反応度が炉心の残
部にも与えられることが分かる。従って、炉心全体にわ
たって所要濃縮度は比較的少なくてすむ。

【００８５】図５Ｂを参照すると理解されるように、こ
こで利用したプルトニウム組合せの物理的特性により比
較的高いピーキングが必然的に起こる。ピーキングは局
所加熱の現象であり、この局所加熱によって、燃料束の
全体的な出力は制限され、燃料束内の核燃料棒のどの部
分にも局所損傷が起こらないようにする。

【００８６】しかし、照射に伴うピーキングは、比較的
高いけれども、典型的な燃料束サイクルの初期と末期に
おけるピーキングを大して超えないことが分かった。従
って、この因子に関する適当な妥協が成立つ。

【００８７】以上、８×８配列の燃料束の構造を説明し
たが、図６Ａ、６Ｂ、６Ｃには９×９配列の燃料束の構
造を示す。図６Ａには第１水棒Ｗ１と第２水棒Ｗ２を含
む燃料束Ｂ２を示す。両水棒は７つの格子位置を占め、
残りの７４位置を燃料棒が占める。

【００８８】いわゆる部分長棒が本発明において利用さ
れている。詳述すると、これらの部分長棒Ｐ５、Ｐ１２
は燃料束の全高の８分の５にわたって延在する。すなわ
ち、燃料棒が１１フィート８インチの核燃料を内蔵する
と仮定すれば、部分長棒は燃料棒の底部から頂部に向か
って８フィート６インチ延在する。これらの部分長棒は
棒Ｐ５の場合５％のプルトニウムそして棒Ｐ１２の場合
１２％のプルトニウムを内蔵する。どちらにも０．２　
重量％のウラン２３５が混入されている。

【００８９】また、図示のように、各部分長棒は燃料束
Ｂ２のチャネル壁から２列目に配置されている。部分長
棒のこのような配置はここに開示した設計に極めて大き
な利益を与えることが分かった。

【００９０】コールド反応度停止域（図６Ｃ参照）は、
棒Ｇ３の軸方向分布とそこに指定された３重量％のガド
リニウムだけによって与えられる。詳述すると、このよ
うな棒は均等な３％ウラン濃縮度を有する。停止域内で
は、（図６Ｃ参照）３重量％のガドリニウムが利用され
る。図示のように、燃料束コーナ６１、６２、６３には
それぞれ１本の棒Ｇ３がある。

【００９１】燃料束コーナ６４からは１本の加重ガドリ
ニウム棒が除かれている。これは、燃料束コーナ６４が
、通例、局所出力領域モニタのような計器のすぐ近くに
あるからである。

【００９２】コーナに隣接して第２のガドリニウム棒Ｇ
２が見られる。ガドリニウム棒Ｇ２は停止域にだけ分布
する２重量％のガドリニウムを有する。

【００９３】最後に、やはりコーナの近くに、プルトニ
ウムが混在しない１本のウラン棒Ｕ１が指定されている
。これらのウラン棒はやはりコーナ格子位置に隣接して
いる。

【００９４】このように、本開示燃料設計は３種だけの
ガドリニウム棒と、３．６　重量％のウランを内蔵する
１種の従来のウラン棒とを包含する。

【００９５】残りの棒は全てプルトニウムを内蔵する。 詳述すると、棒Ｐ５は５．０　重量％のプルトニウムを
内蔵する。棒Ｐ９は９．０　重量％のプルトニウムを内
蔵し、棒Ｐ１２は１２重量％のプルトニウムを内蔵する
。これらの重量百分率のプルトニウムは０．２　％程度
の減損ウラン源と混合されている。

【００９６】図６Ｃは燃料束の燃料束平均垂直断面略図
である。ここに示した好適実施例の場合、ガドリニウム
の垂直方向分布はいわゆる「コールド反応度停止域」を
形成するように調整されている。前述のように、このよ
うなコールド反応度停止域の無い実施例も、好適とは言
えないが、本発明の範囲内にある。

【００９７】特許請求の範囲では「コーナに隣接」とい
う言葉を用いてある。この言葉を用いた場合、コーナ位
置と、当該コーナに隣接する２本の棒とを含める意図が
あるものと理解されたい。なお後者の両棒はチャネルに
隣接する。従って、この定義は燃料束内の１２の格子位
置を包含し得る。

【図面の簡単な説明】

【図１】原子炉の概略斜視図である。

【図２】炉心内の１群をなす４つの燃料束を示す。１つ
の燃料束を短く切断して４つの燃料束間の間隙内の制御
棒の挿入を理解できるようにしてある。

【図３】中央部分を切除した燃料束の図である。この燃
料束は、水を燃料束を通るように受入れる下側結合板と
、汽水混合物を燃料束から流出させ得る上側結合板と、
燃料束の着脱のために上部に設けたハンドルとを示す。

【図４】図４Ａは燃料束のコーナに面した可燃性吸収材
ガドリニウム内蔵棒を有する燃料束の平面図である。図
４Ｂは図４Ａに示した様々な棒の縦軸方向断面略図であ
る。図４Ｃは図４Ａの燃料束の燃料束平均縦軸方向断面
略図である。

【図５】図５Ａはギガワット日毎米トン（ＧＷＤ／ＳＴ
）単位の照射に対する無限大炉心の反応度を示すグラフ
であり、本開示設計の燃料の性能を先行技術燃料装荷の
場合の性能と比較したものである。図５Ｂはギガワット
日毎米トン単位の照射に対する棒出力ピーキングのグラ
フであり、燃料束の全寿命にわたって局所ピーキング対
照射の比較をしたものである。

【図６】図６Ａは部分長棒を利用し本発明の燃料設計を
取入れた９×９棒配列を示す。図６Ｂは図６Ａの燃料束
で用いた様々な棒の垂直断面略図である。図６Ｃは図６
Ａの燃料束の燃料束平均垂直断面略図である。

【符号の説明】

Ｂ１　　燃料束 ６０　　チャネル Ｇ１　　ガドリニウム棒 Ｇ２　　ガドリニウム棒 Ｇ３　　ガドリニウム棒 Ｇ４　　ガドリニウム棒 ５　　混合酸化物燃料棒 ９　　混合酸化物燃料棒 １２　　混合酸化物燃料棒 Ｐ５　　部分長棒 Ｐ１２　　部分長棒

Claims (9)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】　　複数の直立燃料束を有する沸騰水型原
   子炉炉心において、各燃料束は核分裂性物質を内蔵する
   長さ方向延在密封棒を含み、各燃料束内の水流を包囲し
   て該燃料束の外部の水から隔離する包囲チャネルは、前
   記燃料束の底部から前記燃料束の頂部までの範囲にあっ
   て、前記包囲チャネル内を流れる水減速材は蒸気を発生
   するとともに中性子を減速して熱エネルギー状態にする
   ことにより前記核分裂性物質に連続核反応を発生させ、
   前記包囲チャネルの外にあって炉心バイパス域を形成す
   る水減速材は、中性子を高エネルギー状態から前記核反
   応の持続のための熱エネルギー状態に減速する水を比較
   的高い濃度で有し、前記燃料棒のうちの複数本が前記燃
   料集合体のある軸方向範囲にわたって分布する回収プル
   トニウムとウランとを含有する核分裂性物質を構成部と
   して内蔵し、前記燃料棒の少なくとも幾つかが前記回収
   プルトニウムによる過剰反応度を制御する中性子吸収物
   質を構成部として含有し、さらに、前記核分裂性物質は
   前記燃料束のコーナ以外の位置の前記燃料束の棒内にお
   いてウランと回収プルトニウムとの混合物を含有し、中
   性子吸収物質は前記燃料束のコーナに隣接する棒位置に
   ある前記燃料束の棒内に配置して核分裂性物質と中性子
   吸収物質の分布を改良し、前記中性子吸収物質は前記プ
   ルトニウムによる遮蔽が減りかつ最大限に熱中性子に曝
   されるように前記燃料束内のコールド反応度停止域が形
   成されている沸騰水型原子炉炉心。
2. 【請求項２】　　前記中性子吸収物質を内蔵する前記棒
   は、ウランと回収プルトニウムとの混合物を含有する核
   分裂性物質を内蔵しない、請求項１記載の沸騰水型原子
   炉炉心。
3. 【請求項３】　　前記燃料束のコーナの前記棒は、加重
   軸方向分布を有し前記燃料束の「コールド停止反応域」
   を独占的に画成する、請求項１記載の沸騰水型原子炉炉
   心。
4. 【請求項４】　　回収プルトニウムとウランとを含有す
   る核分裂性物質を構成部として内蔵する前記燃料棒は部
   分長棒を含む、請求項１記載の沸騰水型原子炉炉心。
5. 【請求項５】　　複数の直立燃料束を有する沸騰水型原
   子炉において、各燃料束は核分裂性物質を内蔵する長さ
   方向延在密封棒を含み、各燃料束内の水流を包囲して該
   燃料束の外部の水から隔離する包囲チャネルは、前記燃
   料束の底部から前記燃料束の頂部までの範囲にあって、
   前記包囲チャネル内を流れる水減速材は蒸気を発生する
   とともに中性子を減速して熱エネルギー状態にすること
   により前記核分裂性物質に連続核反応を発生させ、前記
   包囲チャネルの外にあって炉心バイパス域を形成する水
   減速材は、中性子を高エネルギー状態から前記核反応の
   持続のための熱エネルギー状態に減速する水を比較的高
   い濃度で有し、各燃料棒は前記燃料集合体のある軸方向
   長さにわたって分布する核分裂性物質を構成部として内
   蔵し、前記燃料棒の少なくとも幾つかが前記回収プルト
   ニウムによる過剰反応度を制御する中性子吸収物質を構
   成部として含有し、さらに、前記核分裂性物質は前記燃
   料束のコーナ以外の位置の前記燃料束の棒内においてウ
   ランと回収プルトニウムとの混合物を含有し、中性子吸
   収物質は前記燃料束のコーナにおける棒位置にある前記
   燃料束の棒内に配置して、前記中性子吸収物質は、コー
   ルド反応度がピークになる前記炉心の軸方向区域の少な
   くとも一部分に相当するコールド停止域と呼ばれる前記
   燃料集合体の軸方向域における増量を特徴とする軸方向
   分布を有し、前記燃料集合体の前記コールド停止域内の
   中性子吸収物質の総量は前記コールド停止域の直上およ
   び直下の中性子吸収物質の総量より多くして核分裂性物
   質と中性子吸収物質の分布を改良し、前記コールド停止
   制御域内のコールド停止反応度は該域の直上および直下
   の区域内のコールド停止反応度に対して減らされ、前記
   コールド停止制御域の軸方向範囲は前記燃料集合体の底
   部から測定して前記燃料集合体内の前記核分裂性物質の
   高さの６０％と９０％の間の範囲内にある沸騰水型原子
   炉。
6. 【請求項６】　　前記燃料束は８×８配列の燃料棒を含
   む、請求項５記載の沸騰水型原子炉。
7. 【請求項７】　　前記燃料束は９×９配列の燃料棒を含
   む、請求項５記載の沸騰水型原子炉。
8. 【請求項８】　　前記燃料束のコーナ以外の位置におけ
   る前記棒の少なくとも幾つかが部分長棒である請求項５
   記載の沸騰水型原子炉。
9. 【請求項９】　　中性子吸収物質を内蔵しない棒を一つ
   のコーナに配置した燃料束を含む請求項５記載の沸騰水
   型原子炉。