JPH0452914B2 - - Google Patents
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- JPH0452914B2 JPH0452914B2 JP59098387A JP9838784A JPH0452914B2 JP H0452914 B2 JPH0452914 B2 JP H0452914B2 JP 59098387 A JP59098387 A JP 59098387A JP 9838784 A JP9838784 A JP 9838784A JP H0452914 B2 JPH0452914 B2 JP H0452914B2
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-
- 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)
- Inert Electrodes (AREA)
Description
〔発明の利用分野〕
本発明は、燃料集合体、特にウラン・プルトニ
ウム混合酸化物燃料（以下MOX燃料と称する）
集合体に関するものである。 〔発明の背景〕 第１〜第３図は沸騰水型原子炉用の燃料集合体
の構造を示すもので、第１図は燃料集合体の構
造、第２図は燃料集合体を構成する燃料棒、第３
図は燃料集合体の横断面を示している。これらの
図で、１はチヤンネルボツクス、２は上部タイプ
レート、３は下部タイプレート、４はチヤンネル
フアスナ、５は燃料棒、６はウオーターロツド、
７はスペーサ、８はエクスパンジヨンスプリン
グ、９は燃料被覆管、１０は燃料ペレツト、１１
はスプリング、１２は燃料棒上部端栓、１３は燃
料棒下部端栓、１４は制御棒を示している。 すなわち、燃料集合体は数種類の濃縮度分布を
持つ燃料棒５と、１〜２体ウオーターロツド６と
数本の可燃性毒物入りの燃料棒５を、第３図に示
すように通常８×８に配列し、それをチヤンネル
ボツクス１でおおつて構成され、チヤンネルボツ
クス１の外側には、上下方向に冷却材の流れるギ
ヤツプ部があり、ここに制御棒１４が挿入されて
いる。 沸騰水型原子炉用燃料集合体では、チヤンネル
ボツクスの外側では蒸気（ボイド）が発生しない
が、チヤンネルボツクスの内側では蒸気（ボイ
ド）が発生する。そのため、第３図に示すような
横断面内の水（減速材）の密度分布は一様でな
く、チヤンネルボツクスの外側の水ギヤツプ部で
は密度が高く、チヤンネルボツクスの内側では密
度が低くなつている。このため、熱中性子束の分
布も一様ではない。第４図ｂ、ｃ、ｄはそれぞれ
ａに示すチヤンネルボツクスの横断面の対角線
AA′の方向の熱中性子束分布、核分裂性物質分
布、局所出力分布を示しており、縦軸にはそれぞ
れ熱中性子束φ、核分裂性物質含有量ｅ、局所出
力Ｐ（∝ｅ・φ）がとつてある。この図から明ら
かなように、燃料中心部では減速材が少ないこと
及び燃料自身による中性子吸収効果が大きいこと
などにより、熱中性子束は低く、燃料外周部では
高くなる分布を持つている。 そして、燃料集合体体内の各燃料棒出力Ｐは、
およそ次式で示される。 Ｐ＝φ・σf・Ｎ ……(1) ここで、 φ；燃料棒位置での熱中性子束 σf；核分裂物質の核分裂断面積 Ｎ；燃料棒内の核分裂性物質の原子数密度 従来の燃料集合体では、各燃料棒の出力分布
（これを局所出力分布という）を平坦化し、燃料
棒の最大出力と平均出力の比で示される局所出力
ピーキングをできるだけ小さくするために、熱中
性子束φの大きい、外周部燃料棒（チヤンネルボ
ツクスに隣接する燃料棒）での核分裂性物質の原
子数密度Ｎを小さくするような集合体設計が行わ
れる。 また、プルトニウムを軽水炉で用いる場合に
は、プルトニウムはウランに比べて熱中性子吸収
量が多いので、制御棒の吸収する熱中性子量が減
少し、プルトニウム燃料製荷炉心では、制御棒価
値が低下することが知らている。 この対策として、プルトニウム燃料を制御棒に
隣接して置かないような燃料集合体が工夫されて
おり、このような燃料集合体に用いられる沸騰水
型原子炉（BWR）用MOX燃料には、アイラン
ド型、及びデイスクリート型の２つがある。 第５図は、BWR用アイランド型MOX燃料の
ウラン・プルトニウム分布例を示したもので、１
はチヤンネルボツクス、５ａは燃料棒、６はウオ
ーターロツド（円内にＷが記入されている）、１
４は制御棒を示している。燃料棒５ａにおいて、
円内に１〜４の数字の記入されているものはウラ
ン燃料棒を示し、番号の少ないものほど235Ｕ重
量率が高いことを示している。また、同じくＧの
記入されているものは、ウラン燃料棒にガドリニ
アを含有させた燃料棒を示し、P1、P2の記入さ
れているものは、天然ウランに酸化プルトニウム
を混合させたMOX燃料棒を示し、P1はP2よりも
多くのプルトニウムを含んでいる。本例に示した
アイランド型MOX燃料集合体では、 235U／Ｕ＋Pu×100 で示される235U含有率は2.20重量％、 239Pu＋241Pu／Ｕ＋Pu×100 で示されるPufの富化度は1.04重量％、 PuO2／UO2＋PuO2×100 で示されるPuO2富化度は1.53重量％ 235U＋239Pu＋241／Pu＋Ｕ×100 で示される核分裂性物質重量率は3.24重量％であ
る。このように、アイランド型MOX燃料集合体
では、制御棒に隣接するバンドル外周部燃料棒を
プルトニウムにしないで、ウラン燃料として、ウ
ラン燃料集合体と同等の制御棒価値、ボイド係数
を持つようにしたことが特徴である。 一方、第６図は、BWR用デイスクリート型
MOX燃料集合体の設計例で、１はチヤンネルボ
ツクス、５ｂは燃料棒、６はウオーターロツド
（円内にＷが記入されている）、１４は制御棒を示
している。燃料棒５ｂにおいて、円内にP1〜P6
の数字の記入さているものは、天然ウランに、酸
化プルトニウムを混合させたMOX燃料棒で、数
字の少ないほど、より多くのプルトニウムを含む
ことを示し、またＧの記入されているものは、ガ
ドリニア入りのMOX燃料棒を示している。本例
に示したデイスクリート型MOX燃料集合体で
は、 235U含有率は0.68重量％ Puf富化度は2.58重量％ PuO2富化度は3.78重量％ 核分裂性物質重量率は3.26重量％ である。 デイスクリート型MOX燃料集合体では、プル
トニウムをウラン燃料と混在させて、全燃料棒に
分散させており、より多くのプルトニウム装荷重
を確保できることが特徴である。 一方加圧水型原子炉用MOX燃料集合体は、デ
イスクリート型MOX燃料集合体だけであり、第
７図にその一例を示す。１〜３の数字の記入され
ているものはMOX燃料棒５ｃを示し、３は１よ
り多くのプルトニウムを混入している。なお、Ｗ
が記入されているものはウオーターロツド６を示
している。 このように、MOX燃料集合体のウラン・プル
トニウム分布は、制御棒価値、ボイド係数、局所
出力分布等の観点から決定されたものであつた
が、近年の燃料経済性の向上、及びウラン・プル
トニウム資源の有効利用にこたえるためには、新
たなMOX燃料集合体のウラン・プルトニウム分
布が必要とされている。 〔発明の目的〕 本発明は、このような情況に鑑みてなされたも
ので、燃料経済性の向上とウラン・プルトニウム
資源の節約が可能なMOX燃料集合体を提供する
ことを目的とするものである。 〔発明の概要〕 本発明は、ウラン・プルトニウム混合酸化物を
主体とする核燃料を筒型の被覆管中に封入した燃
料棒を複数個格子状に配列した燃料棒集合体にお
いて、周辺部に位置する全てまたは大部分の燃料
棒は未燃料状態でウラン・プルトニウム混合酸化
物を含み、中央部に位置する燃料棒は未燃料状態
でウラン・プルトニウム混合酸化物を含まず酸化
ウランを含んでいることを特徴とするものであ
る。 本発明は、従来技術によるBWR燃料集合体の
ウラン・プルトニウム分布と反応度との関係を燃
料経済性の観点から見直すと、熱中性子の高い位
置には、核分裂性物質（ウラン・プルトニウム
等）の含有量の高い燃料棒を配置したほうが、燃
料集合体の反応度が上がるということが明らかと
なり、これは、外周部燃料棒の局所出力を増した
ほうが反応度が上がることを意味している（(1)式
参照）。 このため、ウラン燃料集合体では、特開昭58−
26292号公報に示すようにチヤンネルボツクスに
隣接する燃料棒の濃縮度を平均濃縮度よりも高く
する燃料集合体が考案されている。 一方、ウランとプルトニウムは第８図〜第１０
図に示すような特性を持つている。これらの図の
横軸には中性子エネルギー（eV）、縦軸にはそれ
ぞれ核分裂断面積（バーン）、吸収断面積（バー
ン）、吸収当り中性子発生個数（η）がとつてあ
る。これら図から明らかなように、プルトニウム
の核的特性によりMOX燃料の核分裂断面積Σf
（＝Ｎ×σf）や吸収当り中性子発生個数ηはウラ
ン燃料よりも大きいため、最適な減速状態におい
ては、同じ核分裂量の燃料同志を比較すると、
MOX燃料の方がウラン燃料より大きな無限増倍
率を得られることになる。既存のBWRにウラン
燃料と同一仕様のMOX燃料を装荷した場合は、
MOX燃料にとつてはやや減速材不足側の状態で
あるため無限増倍率は同一核分裂物質量のウラン
燃料よりは燃焼初期状態では小さくなつている。 一方、この状態では熱中性子の平均エネルギー
が高くなるため、核分裂性プルトニウムの生成割
合がウラン燃料より大きく燃焼に伴う無限増倍率
の変化は小さくなる。このため燃焼が進んだ時点
における無限増倍率の大きさが逆転し、MOX燃
料棒の方がウラン燃料棒より高い無限増倍率を持
つ。 プルトニウムを含むMOX燃料棒を、チヤンネ
ルボツクスに隣接した外周部に配置し、内部にウ
ラン燃料棒を配置した構造（以下アトール
〔atoll：環礁〕型と称する）にした場合、燃焼初
期では各燃料棒出力が同一で平坦な出力分布を持
つていても、燃焼後期では、外周部MOX燃料棒
での核分裂性プルトニウムの生成割合が集合体内
部のウラン燃料棒よりも大きいために、外周部燃
料棒の核分裂が増大し、出力が増大するので、ア
イランド型、デイスクリート型に比較して、無限
増倍率を増加させることができる。 また局所出力の増加により、最大線出力密度の
増加による燃料健全性への影響が懸念されるが、
最大線出力密度は、局所出力ピーキングとチヤン
ネルピーキングと軸方向ピーキングの積に比例す
るため、集合体出力が低下しチヤンネルピーキン
グが低下した燃焼後期での局所出力の増加は、最
大線出力密度を上昇させることはなく、炉心特性
を悪化させることなしに、反応度を上昇させるこ
とができる。 〔発明の実施例〕 第１１図は一実施例のMOX燃料集合体の横断
面図で、アトール型のウラン・プルトニウム分布
を持つており、１はチヤンネルボツクス、５ｄは
燃料棒、６はウオーターロツド（円内にＷが記入
されている）、１４は制御棒を示しており、燃料
棒５ｄのうち、P1〜P4の付してあるチヤンネル
ボツクス外周部に接しているものはMOX燃料
棒、Ｇはガドリニア入りウラン燃料棒、１〜２は
ウラン燃料棒を示しており、この燃料集合体を用
いた場合の235U濃縮度と核分裂性プルトニウム富
化度（Puf富化度）は第１表に示す通りである。
ウム混合酸化物燃料（以下MOX燃料と称する）
集合体に関するものである。 〔発明の背景〕 第１〜第３図は沸騰水型原子炉用の燃料集合体
の構造を示すもので、第１図は燃料集合体の構
造、第２図は燃料集合体を構成する燃料棒、第３
図は燃料集合体の横断面を示している。これらの
図で、１はチヤンネルボツクス、２は上部タイプ
レート、３は下部タイプレート、４はチヤンネル
フアスナ、５は燃料棒、６はウオーターロツド、
７はスペーサ、８はエクスパンジヨンスプリン
グ、９は燃料被覆管、１０は燃料ペレツト、１１
はスプリング、１２は燃料棒上部端栓、１３は燃
料棒下部端栓、１４は制御棒を示している。 すなわち、燃料集合体は数種類の濃縮度分布を
持つ燃料棒５と、１〜２体ウオーターロツド６と
数本の可燃性毒物入りの燃料棒５を、第３図に示
すように通常８×８に配列し、それをチヤンネル
ボツクス１でおおつて構成され、チヤンネルボツ
クス１の外側には、上下方向に冷却材の流れるギ
ヤツプ部があり、ここに制御棒１４が挿入されて
いる。 沸騰水型原子炉用燃料集合体では、チヤンネル
ボツクスの外側では蒸気（ボイド）が発生しない
が、チヤンネルボツクスの内側では蒸気（ボイ
ド）が発生する。そのため、第３図に示すような
横断面内の水（減速材）の密度分布は一様でな
く、チヤンネルボツクスの外側の水ギヤツプ部で
は密度が高く、チヤンネルボツクスの内側では密
度が低くなつている。このため、熱中性子束の分
布も一様ではない。第４図ｂ、ｃ、ｄはそれぞれ
ａに示すチヤンネルボツクスの横断面の対角線
AA′の方向の熱中性子束分布、核分裂性物質分
布、局所出力分布を示しており、縦軸にはそれぞ
れ熱中性子束φ、核分裂性物質含有量ｅ、局所出
力Ｐ（∝ｅ・φ）がとつてある。この図から明ら
かなように、燃料中心部では減速材が少ないこと
及び燃料自身による中性子吸収効果が大きいこと
などにより、熱中性子束は低く、燃料外周部では
高くなる分布を持つている。 そして、燃料集合体体内の各燃料棒出力Ｐは、
およそ次式で示される。 Ｐ＝φ・σf・Ｎ ……(1) ここで、 φ；燃料棒位置での熱中性子束 σf；核分裂物質の核分裂断面積 Ｎ；燃料棒内の核分裂性物質の原子数密度 従来の燃料集合体では、各燃料棒の出力分布
（これを局所出力分布という）を平坦化し、燃料
棒の最大出力と平均出力の比で示される局所出力
ピーキングをできるだけ小さくするために、熱中
性子束φの大きい、外周部燃料棒（チヤンネルボ
ツクスに隣接する燃料棒）での核分裂性物質の原
子数密度Ｎを小さくするような集合体設計が行わ
れる。 また、プルトニウムを軽水炉で用いる場合に
は、プルトニウムはウランに比べて熱中性子吸収
量が多いので、制御棒の吸収する熱中性子量が減
少し、プルトニウム燃料製荷炉心では、制御棒価
値が低下することが知らている。 この対策として、プルトニウム燃料を制御棒に
隣接して置かないような燃料集合体が工夫されて
おり、このような燃料集合体に用いられる沸騰水
型原子炉（BWR）用MOX燃料には、アイラン
ド型、及びデイスクリート型の２つがある。 第５図は、BWR用アイランド型MOX燃料の
ウラン・プルトニウム分布例を示したもので、１
はチヤンネルボツクス、５ａは燃料棒、６はウオ
ーターロツド（円内にＷが記入されている）、１
４は制御棒を示している。燃料棒５ａにおいて、
円内に１〜４の数字の記入されているものはウラ
ン燃料棒を示し、番号の少ないものほど235Ｕ重
量率が高いことを示している。また、同じくＧの
記入されているものは、ウラン燃料棒にガドリニ
アを含有させた燃料棒を示し、P1、P2の記入さ
れているものは、天然ウランに酸化プルトニウム
を混合させたMOX燃料棒を示し、P1はP2よりも
多くのプルトニウムを含んでいる。本例に示した
アイランド型MOX燃料集合体では、 235U／Ｕ＋Pu×100 で示される235U含有率は2.20重量％、 239Pu＋241Pu／Ｕ＋Pu×100 で示されるPufの富化度は1.04重量％、 PuO2／UO2＋PuO2×100 で示されるPuO2富化度は1.53重量％ 235U＋239Pu＋241／Pu＋Ｕ×100 で示される核分裂性物質重量率は3.24重量％であ
る。このように、アイランド型MOX燃料集合体
では、制御棒に隣接するバンドル外周部燃料棒を
プルトニウムにしないで、ウラン燃料として、ウ
ラン燃料集合体と同等の制御棒価値、ボイド係数
を持つようにしたことが特徴である。 一方、第６図は、BWR用デイスクリート型
MOX燃料集合体の設計例で、１はチヤンネルボ
ツクス、５ｂは燃料棒、６はウオーターロツド
（円内にＷが記入されている）、１４は制御棒を示
している。燃料棒５ｂにおいて、円内にP1〜P6
の数字の記入さているものは、天然ウランに、酸
化プルトニウムを混合させたMOX燃料棒で、数
字の少ないほど、より多くのプルトニウムを含む
ことを示し、またＧの記入されているものは、ガ
ドリニア入りのMOX燃料棒を示している。本例
に示したデイスクリート型MOX燃料集合体で
は、 235U含有率は0.68重量％ Puf富化度は2.58重量％ PuO2富化度は3.78重量％ 核分裂性物質重量率は3.26重量％ である。 デイスクリート型MOX燃料集合体では、プル
トニウムをウラン燃料と混在させて、全燃料棒に
分散させており、より多くのプルトニウム装荷重
を確保できることが特徴である。 一方加圧水型原子炉用MOX燃料集合体は、デ
イスクリート型MOX燃料集合体だけであり、第
７図にその一例を示す。１〜３の数字の記入され
ているものはMOX燃料棒５ｃを示し、３は１よ
り多くのプルトニウムを混入している。なお、Ｗ
が記入されているものはウオーターロツド６を示
している。 このように、MOX燃料集合体のウラン・プル
トニウム分布は、制御棒価値、ボイド係数、局所
出力分布等の観点から決定されたものであつた
が、近年の燃料経済性の向上、及びウラン・プル
トニウム資源の有効利用にこたえるためには、新
たなMOX燃料集合体のウラン・プルトニウム分
布が必要とされている。 〔発明の目的〕 本発明は、このような情況に鑑みてなされたも
ので、燃料経済性の向上とウラン・プルトニウム
資源の節約が可能なMOX燃料集合体を提供する
ことを目的とするものである。 〔発明の概要〕 本発明は、ウラン・プルトニウム混合酸化物を
主体とする核燃料を筒型の被覆管中に封入した燃
料棒を複数個格子状に配列した燃料棒集合体にお
いて、周辺部に位置する全てまたは大部分の燃料
棒は未燃料状態でウラン・プルトニウム混合酸化
物を含み、中央部に位置する燃料棒は未燃料状態
でウラン・プルトニウム混合酸化物を含まず酸化
ウランを含んでいることを特徴とするものであ
る。 本発明は、従来技術によるBWR燃料集合体の
ウラン・プルトニウム分布と反応度との関係を燃
料経済性の観点から見直すと、熱中性子の高い位
置には、核分裂性物質（ウラン・プルトニウム
等）の含有量の高い燃料棒を配置したほうが、燃
料集合体の反応度が上がるということが明らかと
なり、これは、外周部燃料棒の局所出力を増した
ほうが反応度が上がることを意味している（(1)式
参照）。 このため、ウラン燃料集合体では、特開昭58−
26292号公報に示すようにチヤンネルボツクスに
隣接する燃料棒の濃縮度を平均濃縮度よりも高く
する燃料集合体が考案されている。 一方、ウランとプルトニウムは第８図〜第１０
図に示すような特性を持つている。これらの図の
横軸には中性子エネルギー（eV）、縦軸にはそれ
ぞれ核分裂断面積（バーン）、吸収断面積（バー
ン）、吸収当り中性子発生個数（η）がとつてあ
る。これら図から明らかなように、プルトニウム
の核的特性によりMOX燃料の核分裂断面積Σf
（＝Ｎ×σf）や吸収当り中性子発生個数ηはウラ
ン燃料よりも大きいため、最適な減速状態におい
ては、同じ核分裂量の燃料同志を比較すると、
MOX燃料の方がウラン燃料より大きな無限増倍
率を得られることになる。既存のBWRにウラン
燃料と同一仕様のMOX燃料を装荷した場合は、
MOX燃料にとつてはやや減速材不足側の状態で
あるため無限増倍率は同一核分裂物質量のウラン
燃料よりは燃焼初期状態では小さくなつている。 一方、この状態では熱中性子の平均エネルギー
が高くなるため、核分裂性プルトニウムの生成割
合がウラン燃料より大きく燃焼に伴う無限増倍率
の変化は小さくなる。このため燃焼が進んだ時点
における無限増倍率の大きさが逆転し、MOX燃
料棒の方がウラン燃料棒より高い無限増倍率を持
つ。 プルトニウムを含むMOX燃料棒を、チヤンネ
ルボツクスに隣接した外周部に配置し、内部にウ
ラン燃料棒を配置した構造（以下アトール
〔atoll：環礁〕型と称する）にした場合、燃焼初
期では各燃料棒出力が同一で平坦な出力分布を持
つていても、燃焼後期では、外周部MOX燃料棒
での核分裂性プルトニウムの生成割合が集合体内
部のウラン燃料棒よりも大きいために、外周部燃
料棒の核分裂が増大し、出力が増大するので、ア
イランド型、デイスクリート型に比較して、無限
増倍率を増加させることができる。 また局所出力の増加により、最大線出力密度の
増加による燃料健全性への影響が懸念されるが、
最大線出力密度は、局所出力ピーキングとチヤン
ネルピーキングと軸方向ピーキングの積に比例す
るため、集合体出力が低下しチヤンネルピーキン
グが低下した燃焼後期での局所出力の増加は、最
大線出力密度を上昇させることはなく、炉心特性
を悪化させることなしに、反応度を上昇させるこ
とができる。 〔発明の実施例〕 第１１図は一実施例のMOX燃料集合体の横断
面図で、アトール型のウラン・プルトニウム分布
を持つており、１はチヤンネルボツクス、５ｄは
燃料棒、６はウオーターロツド（円内にＷが記入
されている）、１４は制御棒を示しており、燃料
棒５ｄのうち、P1〜P4の付してあるチヤンネル
ボツクス外周部に接しているものはMOX燃料
棒、Ｇはガドリニア入りウラン燃料棒、１〜２は
ウラン燃料棒を示しており、この燃料集合体を用
いた場合の235U濃縮度と核分裂性プルトニウム富
化度（Puf富化度）は第１表に示す通りである。
【表】
第１２図は実施例のアトール型MOX燃料集合
体の無限増倍率を、従来技術によるアイランド型
MOX燃料集合体の無限増倍率と比較して示した
もので、横軸、縦軸にはそれぞれ燃焼度
（GWd／st）、無限増倍率がとつてあり、Ａ、Ｂ
がそれぞれ実施例のアトール型MOX燃料集合
体、従来技術によるアイランド型MOX燃料集合
体の場合を示している。両者の初期核分裂性物質
重量率は3.24重量％と同一であるが、ガドニリア
の燃え尽きた燃焼後期の無限増倍率ｋ∽は、実施
例のアトール型のほうが高い。このため燃料集合
体の寿命がのび、炉内滞在期間が増大するので、
原子炉の定期検査毎に実施される燃料の交換体数
が減少し、燃料経済性が向上するとともに、ウラ
ン・プルトニウム資源の有効利用が実現できる。 この実施例の燃料集合体は、MOX燃料集合体
の燃焼後期での反応度を向上することができる。
反応度の向上により原子炉の定期検査ごとの燃料
取替体数を削減でき、燃料経済性の向上とウラ
ン・プルトニウム資源の有効利用が実現できる。 〔発明の効果〕 本発明の燃料集合体は、燃料経済性の向上とウ
ラン・プルトニウム資源の節約が可能なMOX燃
料集合体の提供を可能とするもので、産業上の効
果の大なるものである。
体の無限増倍率を、従来技術によるアイランド型
MOX燃料集合体の無限増倍率と比較して示した
もので、横軸、縦軸にはそれぞれ燃焼度
（GWd／st）、無限増倍率がとつてあり、Ａ、Ｂ
がそれぞれ実施例のアトール型MOX燃料集合
体、従来技術によるアイランド型MOX燃料集合
体の場合を示している。両者の初期核分裂性物質
重量率は3.24重量％と同一であるが、ガドニリア
の燃え尽きた燃焼後期の無限増倍率ｋ∽は、実施
例のアトール型のほうが高い。このため燃料集合
体の寿命がのび、炉内滞在期間が増大するので、
原子炉の定期検査毎に実施される燃料の交換体数
が減少し、燃料経済性が向上するとともに、ウラ
ン・プルトニウム資源の有効利用が実現できる。 この実施例の燃料集合体は、MOX燃料集合体
の燃焼後期での反応度を向上することができる。
反応度の向上により原子炉の定期検査ごとの燃料
取替体数を削減でき、燃料経済性の向上とウラ
ン・プルトニウム資源の有効利用が実現できる。 〔発明の効果〕 本発明の燃料集合体は、燃料経済性の向上とウ
ラン・プルトニウム資源の節約が可能なMOX燃
料集合体の提供を可能とするもので、産業上の効
果の大なるものである。
第１図は沸騰水型原子炉用の燃料集合体の構造
説明図、第２図は同じく燃料集合体を構成する燃
料棒の構造説明図、第３図は同じく燃料集合体の
横断面図、第４図はチヤンネルボツクス内の熱中
性子束分布、核分裂性物質分布、局所出力分布を
示す説明図、第５図、第６図及び第７図はそれぞ
れ異なる従来のMOX燃料集合体の横断面図、第
８図、第９図及び第１０図は239Puと235Uとの核
特性を示す線図、第１１図は本発明の燃料集合体
の一実施例のMOX燃料集合体の横断面図、第１
２図は本発明の効果を従来のMOX燃料集合体の
場合と比較して示した線図である。 １……チヤンネルボツクス、５ｄ……燃料棒
（P1〜P4……MOX燃料棒、Ｇ……ガドリニア入
りウラン燃料棒、１〜２……ウラン燃料棒）、６
……ウオータロツド(W)、１４……制御棒。
説明図、第２図は同じく燃料集合体を構成する燃
料棒の構造説明図、第３図は同じく燃料集合体の
横断面図、第４図はチヤンネルボツクス内の熱中
性子束分布、核分裂性物質分布、局所出力分布を
示す説明図、第５図、第６図及び第７図はそれぞ
れ異なる従来のMOX燃料集合体の横断面図、第
８図、第９図及び第１０図は239Puと235Uとの核
特性を示す線図、第１１図は本発明の燃料集合体
の一実施例のMOX燃料集合体の横断面図、第１
２図は本発明の効果を従来のMOX燃料集合体の
場合と比較して示した線図である。 １……チヤンネルボツクス、５ｄ……燃料棒
（P1〜P4……MOX燃料棒、Ｇ……ガドリニア入
りウラン燃料棒、１〜２……ウラン燃料棒）、６
……ウオータロツド(W)、１４……制御棒。
Claims (1)
- １ ウラン・プルトニウム混合酸化物を主体とす
る核燃料を筒型の被覆管中に封入した燃料棒を複
数個格子状に配列した燃料集合体において、周辺
部に位置する全てまたは大部分を燃料棒は未燃焼
状態でウラン・プルトニウム混合酸化物を含み、
中央部に位置する燃料棒は未燃焼状態でウラン・
プルトニウム混合酸化物を含まず酸化ウランを含
んでいることを特徴とする燃料集合体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59098387A JPS60242391A (ja) | 1984-05-16 | 1984-05-16 | 燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59098387A JPS60242391A (ja) | 1984-05-16 | 1984-05-16 | 燃料集合体 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60242391A JPS60242391A (ja) | 1985-12-02 |
| JPH0452914B2 true JPH0452914B2 (ja) | 1992-08-25 |
Family
ID=14218445
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59098387A Granted JPS60242391A (ja) | 1984-05-16 | 1984-05-16 | 燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60242391A (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS62276492A (ja) * | 1986-05-26 | 1987-12-01 | 株式会社東芝 | 燃料集合体 |
| JP7251890B2 (ja) * | 2020-01-27 | 2023-04-04 | 東芝エネルギーシステムズ株式会社 | Ｍｏｘ燃料集合体 |
-
1984
- 1984-05-16 JP JP59098387A patent/JPS60242391A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS60242391A (ja) | 1985-12-02 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |