JPH05142371A

JPH05142371A - 燃料集合体

Info

Publication number: JPH05142371A
Application number: JP3306351A
Authority: JP
Inventors: Kazuya Ishii; 一弥石井; Tadao Aoyama; 肇男青山
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1991-11-21
Filing date: 1991-11-21
Publication date: 1993-06-08

Abstract

(57)【要約】【目的】燃料経済性を悪化させることなく、かつ炉停
止余裕を確保しながら燃料集合体内の出力分布の平坦化
を可能とする。【構成】軽水を冷却材兼減速材とする原子炉の炉心部
に装荷され、使用済燃料から再処理して得られたプルト
ニウムを燃料の全部または一部として装荷する燃料集合
体において、全プルトニウム中の核分裂性プルトニウム
核種の割合が小さい燃料を燃料集合体内の燃料の周辺部
あるいは軸方向下部の中性子スペクトルの軟らかい領域
に装荷したものである。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【従来の技術】本発明は、沸騰水型原子炉に用いる燃料
集合体に係り、とくに、ウラン・プルトニウムの混合酸
化物燃料（ＭＯＸ燃料）を有する燃料集合体内の出力分
布平坦化に好適な燃料集合体に関する。

【０００２】一般に、沸騰水型原子炉では、燃料下部か
ら冷却材兼減速材である軽水が流入し、炉内の発熱によ
りボイドが発生する。すなわち、燃料下部でボイド率が
低く、上部で高いという、ボイド率の分布が生じ、水の
密度は、燃料下部で大きく、上部で小さくなる。また、
チャンネルボックスの外には、沸騰していないギャップ
水が存在する。したがって、燃料下部やギャップ水の周
辺では、局所的に中性子減速の良い状態が生じ、中性子
スペクトルが軟らかくなっている。

【０００３】一方、核分裂性プルトニウム、例えば²³⁹
Ｐｕは、熱エネルギー領域（１ｅＶ以下）の核分裂断面
積が²³⁵ Ｕに比べて２倍以上大きい。しかも、²³⁹ Ｐｕ
は、図８に示すように、熱エネルギー領域の核分裂断面
積の、それよりエネルギーの高い領域における核分裂断
面積に対する比が、図９に示した²³⁵ Ｕに比べて大き
い。したがって、現行の熱中性子炉にプルトニウム燃料
を用いた場合、ウラン燃料を用いた場合に比べ、ギャッ
プ水に近い周辺部の燃料や、軸方向下部の領域の出力が
大きくなり易い。

【０００４】この問題を解決し、出力分布平坦化を実現
する従来の手段として、径方向については、たとえば、
特開昭６０−１４７６８５号公報を挙げられる。これ
は、出力のピークが生じ易い周辺部の燃料の核分裂性プ
ルトニウム富化度を他の領域の燃料より低くし、出力分
布の平坦化を図るものである。

【０００５】また、軸方向については、主に次のような
ものが採られてきた。

【０００６】（１）軸方向下部の核分裂性プルトニウ
ム富化度を低くする。

【０００７】（２）軸方向下部の可燃性毒物の量を多
くする。

【０００８】（１）は、たとえば、特開昭６３−６４９
２号公報に示されている。また、（２）は、たとえば特
開昭５４−１９０９３号公報に示されているように、出
力の高くなる軸方向下部で上部よりも可燃性毒物である
ガドリニアの濃度を高めて軸方向出力分布の平坦化を図
るものである。

【０００９】また、たとえば、特開昭６１−７６９８２
号公報に記載されているように、原子炉に装荷する燃料
集合体で中性子束の高い領域と低い領域に対し相対的に
高い中性子束領域には核分裂物質重量割合の小さい燃料
を、低い中性子束領域には核分裂物質重量割合の大きい
燃料を配置することにより出力の平坦化を計る燃料装荷
法において、中性子の低い領域をさらに中性子束の低低
領域と中間領域に分割し、低低領域の核分裂物質重量割
合を中間領域の核分裂物質重量割合よりも低くなるよう
に装荷したものが提案されている。

【００１０】また、たとえば、特開平１−２２７０９５
号公報に記載されているように、軽水を冷却材兼減速材
とする原子炉の炉心部に装荷される燃料集合体におい
て、プルトニウムを含有する燃料を、燃料集合体の冷却
材下流側の領域に含まれるプルトニウム中の核分裂性プ
ルトニウムの濃度の平均値が、冷却材上流側の領域に含
まれるプルトニウム中の核分裂性プルトニウムの濃度の
平均値よりも低くなるように装荷したものが提案されて
いる。

【００１１】

【発明が解決しようとする課題】上記第１の従来技術
（特開昭６０−１４７６８５号公報）に記載された方式
では、中性子スペクトルが硬い燃料集合体の中央部分に
相対的に核分裂性プルトニウム富化度の高い燃料を用い
ているため、次のような問題が生じる。すなわち、中央
部分では、中性子スペクトルが硬いため燃焼が進みにく
く、燃焼末期では、核分裂性物質が周辺部より多く残存
しており、また、親物質（例えば²³⁸ Ｕ）の転換によ
り、核分裂性物質（例えば²³⁹ Ｐｕ）が多く生成してい
る。このように、中央部には周辺部より多くの核分裂性
物質が存在するために、燃焼末期では、出力は中央部分
にピークを有する分布となる。また、中央部分に多くの
核分裂性物質が燃え残ることになり、燃料経済性という
観点からは好ましくない。

【００１２】また、軸方向に関する第２の従来技術（特
開昭６３−６４９２号公報）に記載された方式では、ボ
イド率の高い軸方向上部に相対的に高富化度の燃料を用
いているため、上記径方向に関する第１の従来技術と同
様の問題があり、その他にさらに、つぎのような問題が
あった。

【００１３】すなわち、ボイド率が高い上部は、運転時
と冷温時の水対燃料実効体積比の変化が大きい。一方、
図１０に示すように、現行の熱中性子炉のように中性子
スペクトルが軟らかい原子炉の場合、そのような領域に
高富化度の燃料を用いると、低富化度の燃料に比べ、運
転時と冷温時の中性子無限増倍率の差が大きくなる。し
たがって、炉停止余裕が減少し、その確保という観点か
らは好ましくないという問題があった。

【００１４】また第３の従来技術（特開昭６３−１９０
９３号公報）に記載されている方式では、燃焼末期にお
いては、軸方向出力分布は改善されず、かえって、高濃
度のガドリニアを用いているため、燃え残りの問題がお
こる可能性がある。また、特に、プルトニウム燃料を用
いる場合は、ウラン燃料を用いた場合に比べて、中性子
スペクトルが硬くなり、ガドリニアの反応度価値が非常
に小さくなるので、該方法では採用することが困難にな
るという問題があった。

【００１５】また、第４の従来技術（特開昭６１−７６
９８２号公報）に記載された方法は、中性子の硬い領域
である燃料集合体の内部（中心部）について核分裂性プ
ルトニウム富化度を低くするものである。

【００１６】これに対して本発明は後述するように、全
プルトニウム同位体中の核分裂性プルトニウムの割合の
分布に関する発明であり、かつ中性子スペクトルの軟ら
かい領域の全プルトニウム同位体中の核分裂性プルトニ
ウムの割合を小さくするものであり、上記第４の従来技
術とは相違するものである。

【００１７】また、第５の従来技術（特開平１−２２７
０９５号公報）に記載されている方法は本発明と同様、
全プルトニウム同位体中の核分裂性プルトニウムの割合
の分布に関する発明であるが、軸方向上部（冷却材下流
側；冷却材は下部から上部に流れる）の全プルトニウム
同位体中の核分裂性プルトニウムの割合を小さくするも
のであるために、下部の出力が所定の出力よりも大きく
なって下部の出力を小さくする処置が必要であり、これ
によってエネルギーの損失になるという問題があった。

【００１８】本発明の目的は、燃料経済性を悪化させる
ことなく、かつ炉停止余裕を確保しながら燃料集合体内
の出力分布の平坦化を可能とする燃料集合体を提供する
ことにある。

【００１９】

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、第１の発明は、軽水を冷却材兼減速材とする原子炉
の炉心部に装荷され、使用済燃料から再処理して得られ
たプルトニウムを燃料の全部または一部として装荷する
燃料集合体において、燃料集合体内の燃料を外側から１
層目の燃料とその他の燃料とに分けたとき、全プルトニ
ウム同位体中の核分裂性プルトニウム核種の平均の割合
が、外側の燃料で小さくなるように構成したものであ
る。

【００２０】上記目的を達成するために、第２の発明
は、軽水を冷却材兼減速材とする原子炉の炉心部に装荷
され、使用済燃料から再処理して得られたプルトニウム
を燃料の全部または一部として装荷する燃料集合体にお
いて、燃料集合体を軸方向に上半部と下半部に分割した
とき、全プルトニウム同位体中の核分裂性プルトニウム
核種の平均の割合が、下半部の領域で小さくなるように
構成したものである。

【００２１】上記目的を達成するために、第３の発明
は、軽水を冷却材兼減速材とする原子炉の炉心部に装荷
され、使用済燃料から再処理して得られたプルトニウム
を燃料の全部または一部として装荷する燃料集合体にお
いて、組成の劣化したプルトニウムを含有する燃料を運
転時に水素対燃料原子数比が大きい領域に配置したもの
である。

【００２２】上記目的を達成するために、第４の発明
は、軽水を冷却材兼減速材とする原子炉の炉心部に装荷
され、使用済燃料から再処理して得られたプルトニウム
を燃料の全部または一部として装荷する燃料集合体にお
いて、取出燃焼度が大きい燃料から再処理したプルトニ
ウムを周辺部あるいは下半部のいずれかに装荷したもの
である。

【００２３】上記目的を達成するために、第５の発明
は、軽水を冷却兼減速材とする原子炉の炉心部に装荷さ
れ、使用済燃料から再処理して得られたプルトニウムを
燃料の全部または一部として装荷する燃料集合体におい
て、全プルトニウム同位体中で質量数が大きな核種の割
合が大きい燃料を周辺部あるいは下半部のいずれかに装
荷したものである。

【００２４】

【作用】全プルトニウム同位体中の核分裂性プルトニウ
ム核種の割合が小さい燃料は、それが大きい燃料と同じ
核分裂性プルトニウム富化度（全ウランと全プルトニウ
ム同位体中の核分裂性プルトニウム核種の割合）であっ
ても、相対的に²⁴⁰ Ｐｕ，²⁴² Ｐｕなどの核分裂をおこ
しにくい核種の量が増大する。しかし、それらの核種の
うち²⁴⁰ Ｐｕは、中性子を吸収して核分裂性核種である
²⁴¹ Ｐｕへと変換する親物質である。また代表的な親物
質である²³⁸ Ｕの熱中性子に対する中性子捕獲断面積が
２．７バーンであるのに対して²⁴⁰ Ｐｕのそれは２９０
バーンであり、²³⁸ Ｕより２ケタ大きい。このため、全
プルトニウム中の核分裂性プルトニウム核種の割合が小
さい燃料はそれが大きい燃料に比べて同じ富化度であっ
ても中性子無限増倍率が小さくなり、転換比が大きくな
る。

【００２５】具体例として、図１１は、表１に示すプル
トニウム同位体組成が異なった２種類のプルトニウム燃
料における水対燃料実効体積比と中性子無限増倍率との
関係を示す。

【００２６】

【表１】

【００２７】同図から明らかなように、同じ核分裂性プ
ルトニウム富化度でも、プルトニウム中の核分裂性プル
トニウム核種の割合が約１０％小さいと、中性子無限増
倍率が約５％Δｋ小さくなる。また、図１２に、水対燃
料実効体積比と転換比との関係を示す。同図に示すよう
に、核分裂性プルトニウム核種の割合が小さいと、転換
比が約１２％大きくなる。

【００２８】したがって第１の発明のように、燃料集合
体内の燃料を外側から１層目の燃料とその他の燃料とに
分けたとき、全プルトニウム同位体中の核分裂性プルト
ニウム核種の平均の割合が外側の燃料で小さくなるよう
に構成することにより、また第２の発明のように燃料集
合体を軸方向に上半部と下半部とに分割したとき、全プ
ルトニウム同位体中の核分裂性プルトニウム核種の平均
の割合が下半部の領域で小さくなるように構成すること
により、燃焼初期において出力が高くなる傾向のあるそ
れらの領域の燃料の出力を低くすることができ、それら
の領域の核分裂性プルトニウム富化度を低くすることな
く燃料集合体内の出力分布の平坦化を図ることができ
る。また相対的に中央部あるいは軸方向上半部の燃料の
核分裂性プルトニウム富化度を高くしないので前記のよ
うに燃料経済性、あるいは炉停止余裕を悪化させるのを
防止することができる。また、第１，第２の発明のよう
に、全プルトニウム同位体中の核分裂性プルトニウム核
種の平均の割合が小さい燃料を用いると、転換比が増大
するから、燃焼にともなう中性子無限増倍率の低下の割
合は、それが大きい燃料に比べて小さくなる。したがっ
て、燃焼末期においても、出力分布の平坦化を図ること
ができる。

【００２９】また、この燃焼にともなう反応度低下の減
少の効果は、中性子スペクトルが軟かいほど大きい。し
たがって、複数の組成の異なったプルトニウム燃料を使
用する場合、それらを均一にして使用するよりも、第
１，第２の発明のように、全プルトニウム同位体中の核
分裂性プルトニウム核種の割合が小さい燃料をギャップ
水に近い周辺部あるいは軸方向下半部の中性子スペクト
ルの軟らかい領域に装荷した方が燃料経済性の点で有利
である。また上記転換比増大の効果により、燃焼初期で
の中性子無限増倍率を小さくすることが可能となるの
で、余剰反応度を低減することができる。

【００３０】また、第３の発明における組成の劣化した
プルトニウムとは、全プルトニウム同位体中で核分裂を
おこしにくい²⁴⁰ Ｐｕ，²⁴² Ｐｕの割合が大きいプルト
ニウムのことである。また、運転中に水素対燃料原子数
比が大きい領域とは、具体的にはギャップ水に近い周辺
部あるいは軸方向下部の領域である。したがって第３の
発明によれば、前記第１，第２の発明と同様な効果を得
ることができる。

【００３１】また、燃焼度一般に、取出燃焼度が大きい
燃料ほど、中性子を捕獲し質量数が大きい核種になる転
換が進む。すなわち、取出燃焼度が大きい燃料ほど、プ
ルトニウム同位体中の質量数の大きな核種の割合が大き
くなり、かつ全プルトニウム同位体中の核分裂性プルト
ニウム核種の割合が小さくなる。したがって、第４の発
明によれば、上記のような燃料から再処理したプルトニ
ウムを周辺部あるいは下部のいずれかに装荷したので、
前記第１，第２の発明と同様な効果を得ることができ
る。

【００３２】また、第５の発明における全プルトニウム
同位体中で質量数が大きな核種の割合が大きい燃料と
は、前記第４の発明で述べたように転換が進んだ燃料で
あり、比較的質量数が小さい核分裂性プルトニウム同位
体の割合が小さいことになる。第５の発明によれば、上
記のような燃料を周辺部あるいは下部のいずれかに装荷
したので、前記第１，第２の発明と同様な効果を得るこ
とができる。

【００３３】

【実施例】以下、本発明の第１の実施例である燃料集合
体を示す図１について説明する。図１は、本発明になる
燃料集合体の第１の実施例を示したものである。本実施
例では、燃料集合体１は四角形状をしており、チャンネ
ルボックス２、４本の燃料棒３、５６本の燃料棒４と１
本の水ロッド５とから成っている。また、本燃料集合体
の水対燃料体積比は約３．２で、中性子スペクトルの軟
らかい体系である。燃料棒３は、表１に示す核分裂性プ
ルトニウム核種の割合が６０％のプルトニウム燃料を装
荷したもの、燃料棒４は、核分裂性プルトニウム核種の
割合が７０％のプルトニウム燃料を装荷したものであ
る。なお、燃料棒３，４とも、核分裂性プルトニウム富
化度は３．５ｗ／ｏで、天然ウランに富化している。

【００３４】本実施例では、ギャップ水に近い周辺部の
燃料のうち、最も出力が高くなり易いコーナー部の燃料
に、プルトニウム中の核分裂性プルトニウム核種の割合
の小さい燃料を用いることにより、そこでの中性子吸収
を大きくし、出力を低減している。その結果、燃料集合
体内の出力ピーキングが約０．０２小さくなり、出力分
布を改善する効果がある。また、中央部の核分裂性プル
トニウム富化度を高めないので、燃料経済性を損うこと
がない。

【００３５】また、前述の理由により、核分裂性プルト
ニウム核種の割合が７０％の燃料のみで構成した燃料集
合体に比べ、転換比が約０．８％増大するので、燃焼初
期での中性子無限増倍率を約０．５％Δｋ小さくするこ
とができる。この結果、余剰反応度を低減することもで
きる。

【００３６】図２は、本発明になる燃料集合体の第２の
実施例を示す図である。本実施例の燃料集合体は、６０
本の燃料棒６で構成されている。燃料棒６は、下部１／
３の領域に核分裂性プルトニウム核種の割合が６０％の
プルトニウム燃料７を、上部２／３の領域に核分裂性プ
ルトニウム核種の割合が７０％のプルトニウム燃料８を
装荷したものである。なお、燃料７，８の核分裂性プル
トニウム富化度は３．５ｗ／ｏで、天然ウランに富化し
ている。

【００３７】本実施例では、ボイド率が低く中性子スペ
クトルが軟らかい軸方向下部に、核分裂性プルトニウム
核種の割合が小さい燃料を用いることにより、それを用
いない場合に比べて、下部領域における燃焼初期での中
性子無限増倍率を約４．０％Δｋ小さくすることができ
る。この結果、軸方向上部の富化度を高めることなく、
軸方向出力分布を改善でき、併せて、余剰反応度を低減
できる。さらに、軸方向上部の富化度を高めないので、
前述のように炉停止余裕も確保できる。

【００３８】図３は、本発明になる燃料集合体の第３の
実施例を示す図である。本実施例の燃料集合体は、４本
の燃料棒９、２４本の燃料棒１０と３２本の燃料棒１１
で構成されている。燃料棒９は、濃縮度２．０ｗ／ｏの
ウラン燃料を装荷したもの、燃料棒１０は、核分裂性プ
ルトニウム核種の割合が６０％で富化度が２．０ｗ／ｏ
のプルトニウム燃料を装荷したもの、燃料棒１１は、下
部１／３の領域に核分裂性プルトニウム核種の割合が６
０％で富化度が４．５ｗ／ｏのプルトニウム燃料１２
を、上部２／３の領域に核分裂性プルトニウム核種の割
合が７０％で富化度が４．５ｗ／ｏのプルトニウム燃料
１３を装荷したものである。なお、プルトニウムは、天
然ウランに富化している。

【００３９】本実施例では、出力ピーキング低減のため
に、ギャップ水に近い周辺部の燃料の富化度を下げ、特
に出力のピークが生じ易いコーナー部には、ウラン燃料
を用いた。これにより、周辺部に核分裂性プルトニウム
核種の割合が小さい燃料を用いている効果と併せて、出
力分布をより平坦化できる。

【００４０】また、本発明の第４の実施例では、運転時
に水素対燃料原子数比が大きい周辺部あるいは軸方向下
部領域に組成の劣化したプルトニウムを含有する燃料を
配置するものである。ここで、上記運転時に水素対燃料
原子数比が大きい領域というのは、具体的には、ギャッ
プ水に近い周辺部あるいは軸方向下部の領域のことであ
る。また、組成の劣化したプルトニウムというのは、全
プルトニウム同位体中において核分裂をおこしにくい
²⁴⁰ Ｐｕ，²⁴² Ｐｕの割合が大きいプルトニウムのこと
である。したがって、第４の実施例によれば、前記第
１，第２と同様な効果がある。

【００４１】図４は本発明になる燃料集合体の第５の実
施例を示したものである。本実施例の燃料集合体は、４
本の燃料棒１４、５６本の燃料棒１５で構成されてい
る。燃料棒１４は、現行の熱中性子炉で燃焼度４５ＧＷ
ｄ／ｔまで燃焼させた後、再処理し取り出したプルトニ
ウム燃料を装荷したもの、燃料棒１５は、現行の熱中性
子炉で燃焼度３０ＧＷｄ／ｔまで燃焼させた後、再処理
し取り出したプルトニウム燃料を装荷したものである。
なお、燃料棒１４，１５とも、核分裂性プルトニウム富
化度は３．５ｗ／ｏで、天然ウランに富化している。

【００４２】一方、取出燃焼度が大きい燃料ほど、中性
子を捕獲し質量数が大きい核種になる転換が進む。すな
わち、取出燃焼度が大きい燃料ほど、プルトニウム同位
体中の質量数の大きな核種の割合が大きくなる。その結
果、表１に示すように、取出燃焼度４５ＧＷｄ／ｔの燃
料から再処理したプルトニウムは、取出燃焼度３０ＧＷ
ｄ／ｔの燃料から再処理したプルトニウムに比べ、プル
トニウム同位体中の質量数の大きな核種の割合が大きく
なり、かつ、全プルトニウム同位体中の核分裂性プルト
ニウム核種の割合が小さくなる。従って、本実施例にお
いても、上述の実施例１と同様の効果が得られる。

【００４３】図５は、本発明になる燃料集合体の第６の
実施例を示す図である。本実施例の燃料集合体は、６０
本の燃料棒１６で構成されている。燃料棒１６は、下部
１／３の領域に、現行の熱中性子炉で燃焼度４５ＧＷｄ
／ｔまで燃焼させた後、再処理し取り出したプルトニウ
ム燃料１７を、上部２／３の領域に現行の熱中性子炉で
燃焼度３０ＧＷｄ／ｔまで燃焼させた後、再処理し取り
出したプルトニウム燃料１８を装荷したものである。な
お、燃料１７，１８とも、核分裂性プルトニウム富化度
は３．５ｗ／ｏで、天然ウランに富化している。

【００４４】前述の第５の実施例での説明のように、取
出燃焼度４５ＧＷｄ／ｔの燃料から再処理したプルトニ
ウムは、取出燃焼度３０ＧＷｄ／ｔの燃料から再処理し
たプルトニウムに比べ、プルトニウム同位体中の質量数
の大きな核種の割合が大きくなり、かつ、全プルトニウ
ム同位体中の核分裂性プルトニウム核種の割合が小さく
なる。従って、本実施例においても、上述の第２の実施
例と同様の効果が得られる。

【００４５】図６は、本発明になる燃料集合体の第７の
実施例を示す図である。本実施例の燃料集合体は、４本
の燃料棒１９、５６本の燃料棒２０で構成されている。
燃料棒１９は、全プルトニウム同位体中での質量数が大
きな核種、例えば²⁴² Ｐｕの割合が７％のプルトニウム
燃料を装荷したもの、燃料棒２０は、²⁴² Ｐｕの割合が
３％のプルトニウム燃料を装荷したものである。なお、
燃料棒１９，２０とも、核分裂性プルトニウム富化度は
３．５ｗ／ｏで、天然ウランに富化している。一方、核
分裂性核種ではない²⁴² Ｐｕの割合が大きいということ
は、すなわち、第５の実施例での説明で述べたように転
換が進んだ燃料であり、比較的質量数が小さい核分裂性
プルトニウム同位体の割合が小さいことになる。従っ
て、本実施例においても、上述の実施例１と同様の効果
が得られる。

【００４６】図７は、本発明になる燃料集合体の第８の
実施例を示す図である。本実施例の燃料集合体は、６０
本の燃料棒２１で構成されている。燃料棒２１は、下部
１／３の領域に、全プルトニウム同位体中での質量数が
大きな核種、例えば²⁴² Ｐｕの割合が７％のプルトニウ
ム燃料２２を、上部２／３の領域に²⁴² Ｐｕの割合が３
％のプルトニウム燃料２３を装荷したものである。な
お、燃料２２，２３とも、核分裂性プルトニウム富化度
は３．５ｗ／ｏで、天然ウランに富化している。前述の
第７の実施例での説明のように、²⁴² Ｐｕの割合が大き
いということは、すなわち、核分裂性プルトニウム同位
体の割合が小さいことになる。従って、本実施例におい
ても、上述の第２の実施例と同様の効果が得られる。

【００４７】なお上記実施例においては、プルトニウム
を富化するものとして天然ウランを用いているが、将来
再処理技術が進歩した場合、天然ウランの代りに回収ウ
ランを使用することも可能である。この場合には、プル
トニウムを使用する目的である省ウランの効果をさらに
増大させることができる。

【００４８】

【発明の効果】本発明は、以上説明したように構成され
ているので、以下に記載されるような効果を奏する。

【００４９】第１，第２の発明によれば、中性子スペク
トルが軟らかい、ギャップ水に近い周辺部あるいは、軸
方向下部に、他の領域の燃料に比べて、全プルトニウム
同位体中の核分裂性プルトニウム核種の割合が小さい燃
料を用いることにより燃料経済性を悪化させることな
く、燃料集合体内の出力分布の平坦化を図ることができ
る。

【００５０】第３の発明は、組成の劣化したプルトニウ
ムを含有する燃料を運転時に水素対燃料原子数比が大き
い領域に配置したものである。上記組成の劣化したプル
トニウムとは、全プルトニウム同位体中で核分裂をおこ
しにくい²⁴⁰ Ｐｕ，²⁴² Ｐｕの割合が大きいプルトニウ
ムのことである。また運転中に水素対燃料原子数比が大
きい領域とは、具体的にはギャップ水に近い周辺部ある
いは軸方向下部の領域である。したがって第３の発明に
よれば、前記第１，第２の発明と同様な効果を有する。

【００５１】第４の発明は、取出燃焼度が大きい燃料か
ら再処理したプルトニウムを周辺部あるいは下半部のい
ずれかに装荷したものである。一方、取出燃焼度が大き
い燃料ほど、中性子を捕獲し質量数が大きい核種になる
転換が進む。その結果、プルトニウム同位体中の質量数
の大きな核種の割合が大きくなり、かつ、全プルトニウ
ム同位体中の核分裂性プルトニウム核種の割合が小さく
なる。このような燃料を周辺部あるいは下半部のいずれ
かに装荷したので、第４の発明によれば、前記第１，第
２の発明と同様な効果を得ることができる。

【００５２】第５の発明は、全プルトニウム同位体中で
質量数が大きな核種の割合が大きい燃料を周辺部あるい
は下半部のいずれかに装荷したものである。上記全プル
トニウム同位体中で質量数が大きな核種の割合が大きい
燃料とは、転換が進んだ燃料であり、比較的質量数が小
さい核分裂性プルトニウム同位体の割合が小さいことに
なる。このような燃料を周辺部あるいは下半部のいずれ
かに装荷したので、第５の発明によれば前記第１，第２
の発明と同様な効果を得ることができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１の実施例である燃料集合体を示す
図。

【図２】（ａ）は本発明の第２の実施例である燃料集合
体を示し、（ｂ）は燃料棒における軸方向の燃料配置を
示す図。

【図３】（ａ）は本発明の第３の実施例である燃料集合
体を示し、（ｂ）（ｃ）（ｄ）は各燃料棒における軸方
向の燃料配置を示す図。

【図４】本発明の第５の実施例である燃料集合体を示す
図。

【図５】（ａ）は本発明の第６の実施例である燃料集合
体を示し、（ｂ）は燃料棒における軸方向の燃料配置を
示す図。

【図６】本発明の第７の実施例である燃料集合体を示す
図。

【図７】（ａ）は本発明の第８の実施例である燃料集合
体を示し、（ｂ）は燃料棒における軸方向の燃料配置を
示す図。

【図８】²³⁹Ｐｕの中性子エネルギーと核分裂断面積の
関係を示す図。

【図９】²³⁵ Ｕの中性子エネルギーと核分裂断面積の関
係を示す図。

【図１０】核分裂性プルトニウム富化度の異なるプルト
ニウム燃料の水対燃料実効体積比と中性子無限増倍率の
関係を示す図。

【図１１】全プルトニウム同位体中の核分裂性プルトニ
ウム核種の割合が異なるプルトニウム燃料の水対燃料実
効体積比と中性子無限増倍率の関係を示す図。

【図１２】全プルトニウム同位体中の核分裂性プルトニ
ウム核種の割合が異なるプルトニウム燃料の水対燃料実
効体積比と転換比の関係を示す図。

【符号の説明】

１…燃料集合体、２…チャンネルボックス、３，４，
６，９，１０，１１，１４，１５，１６，１９，２０，
２１…燃料棒、５…水ロッド、７，８，１２，１３，１
７，１８，２２，２３…燃料。

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】軽水を冷却材兼減速材とする原子炉の炉
心部に装荷され、使用済燃料から再処理して得られたプ
ルトニウムを燃料の全部または一部として装荷する燃料
集合体において、前記燃料集合体内の燃料のうち、外側
から１層目の燃料をその他の燃料に対し全プルトニウム
同位体中の核分裂性プルトニウム核種の平均の割合が小
さくなるように構成した燃料集合体。
【請求項２】軽水を冷却材兼減速材とする原子炉の炉
心部に装荷され、使用済燃料から再処理して得られたプ
ルトニウムを燃料の全部または一部として装荷する燃料
集合体において、燃料集合体を軸方向に上半部と下半部
に分割したとき、全プルトニウム同位体中の核分裂性プ
ルトニウム核種の平均の割合が、下半部の領域で小さく
なるように構成した燃料集合体。
【請求項３】軽水を冷却材兼減速材とする原子炉の炉
心部に装荷され、使用済燃料から再処理して得られたプ
ルトニウムを燃料の全部または一部として装荷する燃料
集合体において、組成の劣化したプルトニウムを含有す
る燃料を運転時に水素対燃料原子数比が大きい領域に配
置した燃料集合体。
【請求項４】軽水を冷却材兼減速材とする原子炉の炉
心部に装荷され、使用済燃料から再処理して得られたプ
ルトニウムを燃料の全部または一部として装荷する燃料
集合体において、取出燃焼度が大きい燃料から再処理し
たプルトニウムを周辺部あるいは下半部のいずれかに装
荷した燃料集合体。
【請求項５】軽水を冷却材兼減速材とする原子炉の炉
心部に装荷され、使用済燃料から再処理して得られたプ
ルトニウムを燃料の全部または一部として装荷する燃料
集合体において、全プルトニウム同位体中で質量数が大
きな核種の割合が大きい燃料を周辺部あるいは下半部の
いずれかに装荷した燃料集合体。