JPH05232276A - 原子炉の炉心 - Google Patents
原子炉の炉心Info
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- JPH05232276A JPH05232276A JP4031879A JP3187992A JPH05232276A JP H05232276 A JPH05232276 A JP H05232276A JP 4031879 A JP4031879 A JP 4031879A JP 3187992 A JP3187992 A JP 3187992A JP H05232276 A JPH05232276 A JP H05232276A
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- 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
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】高レベル廃棄物の保管の負担を軽減し、反応度
損失を最小限にとどめ、変換効率を向上させる。 【構成】マイナーアクチニド核種を含むＭＡ燃料集合体
７を炉心の最外周にのみ配置させ、炉心への装荷から取
り出されるまで同一の位置に配置し、他の通常燃料集合
体１よりも長期間にわたって炉心に滞在させる。さらに
ＭＡ燃料集合体７の減速材対燃料比を通常燃料集合体１
よりも大きくなるようにする。
損失を最小限にとどめ、変換効率を向上させる。 【構成】マイナーアクチニド核種を含むＭＡ燃料集合体
７を炉心の最外周にのみ配置させ、炉心への装荷から取
り出されるまで同一の位置に配置し、他の通常燃料集合
体１よりも長期間にわたって炉心に滞在させる。さらに
ＭＡ燃料集合体７の減速材対燃料比を通常燃料集合体１
よりも大きくなるようにする。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉の炉心に係り、
特にたとえば使用済み燃料の再処理によって抽出される
アクチニド核種を混入した燃料集合体を装荷した原子炉
の炉心に関する。
特にたとえば使用済み燃料の再処理によって抽出される
アクチニド核種を混入した燃料集合体を装荷した原子炉
の炉心に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来の電気出力 135万kWの沸騰水型原子
炉の炉心の１／４断面図を図５に示す。炉心には 872体
の燃料集合体１が規則正しく配置されており、これら燃
料集合体１の４体に１本の割合で断面十字状の制御棒２
が挿抜されるようになっている。これらは円筒形のシュ
ラウド３によって囲まれており、最外周位置の燃料集合
体とシュラウドとの間は冷却水で占められている。
炉の炉心の１／４断面図を図５に示す。炉心には 872体
の燃料集合体１が規則正しく配置されており、これら燃
料集合体１の４体に１本の割合で断面十字状の制御棒２
が挿抜されるようになっている。これらは円筒形のシュ
ラウド３によって囲まれており、最外周位置の燃料集合
体とシュラウドとの間は冷却水で占められている。
【０００３】図６は燃料集合体の断面図であり、多数の
燃料棒４と１本または複数本のウォーターロッド５とが
規則正しく配置されており、これらをチャンネルボック
ス６で囲繞して構成されている。
燃料棒４と１本または複数本のウォーターロッド５とが
規則正しく配置されており、これらをチャンネルボック
ス６で囲繞して構成されている。
【０００４】本例において燃料棒に装填されている燃料
要素は、天然ウランを濃縮してＵ−235 濃度を４wt％と
した濃縮ウランの酸化物である。このような燃料は３〜
４サイクルの間原子炉内で照射された後原子炉から取り
出され、数年間冷却した後に再処理工場において再処理
される。
要素は、天然ウランを濃縮してＵ−235 濃度を４wt％と
した濃縮ウランの酸化物である。このような燃料は３〜
４サイクルの間原子炉内で照射された後原子炉から取り
出され、数年間冷却した後に再処理工場において再処理
される。
【０００５】使用済み燃料には、ウランおよびプルトニ
ウムに加えて、その他のアクチニド核種や核分裂生成物
が含まれている。再処理においては、化学的処理によ
り、使用済み燃料からウランおよびプルトニウムを抽出
し、これら以外のアクチニド核種および核分裂生成物を
高レベル廃棄物とする。
ウムに加えて、その他のアクチニド核種や核分裂生成物
が含まれている。再処理においては、化学的処理によ
り、使用済み燃料からウランおよびプルトニウムを抽出
し、これら以外のアクチニド核種および核分裂生成物を
高レベル廃棄物とする。
【０００６】抽出されたウランおよびプルトニウムは、
精製・加工され、再び燃料として有効に活用される。一
方、高レベル廃棄物はその放射能レベルが十分低くなる
まで長期間にわたって、例えば地層深く保管する計画で
ある。
精製・加工され、再び燃料として有効に活用される。一
方、高レベル廃棄物はその放射能レベルが十分低くなる
まで長期間にわたって、例えば地層深く保管する計画で
ある。
【０００７】高レベル廃棄物は、その放射能レベルが十
分低くなるまで、安全に保管されなければならない。そ
の保管期間は使用済み燃料に含まれる核種の種類、含有
量、半減期などによって決まる。使用済み燃料中に含ま
れるウラン・プルトニウム以外のアクチニド核種の例と
して、Ｕ−235 濃縮度４wt％の燃料を原子炉内で照射
し、燃焼度 45GWd／ｔで取り出してから３年後のものを
表１に示す。
分低くなるまで、安全に保管されなければならない。そ
の保管期間は使用済み燃料に含まれる核種の種類、含有
量、半減期などによって決まる。使用済み燃料中に含ま
れるウラン・プルトニウム以外のアクチニド核種の例と
して、Ｕ−235 濃縮度４wt％の燃料を原子炉内で照射
し、燃焼度 45GWd／ｔで取り出してから３年後のものを
表１に示す。
【０００８】
【表１】
【０００９】これらは、使用済み燃料中のウラン・プル
トニウム量に比べてはるかに少ないので、マイナーアク
チニド（以下、ＭＡと略す）と呼ばれる。これらのＭＡ
核種の原子炉内での生成過程を図７に示す。
トニウム量に比べてはるかに少ないので、マイナーアク
チニド（以下、ＭＡと略す）と呼ばれる。これらのＭＡ
核種の原子炉内での生成過程を図７に示す。
【００１０】このようなＭＡ核種を含む高レベル廃棄物
の放射能レベルを許容値まで減衰させるのに約 600万年
かかるといわれている。これは、特に半減期の長いＮｐ
−237 のためである。ただし、Ａｍ−241 もα崩壊する
とＮｐ−237 になるので、実質的な半減期はＮｐ−237
以上である。Ｃｍ同位体は、半減期はそれほど長くはな
いが、中性子や熱の発生量が多いので、これを閉じ込め
るには他の元素に比べてより厳重な容器が必要になる。
の放射能レベルを許容値まで減衰させるのに約 600万年
かかるといわれている。これは、特に半減期の長いＮｐ
−237 のためである。ただし、Ａｍ−241 もα崩壊する
とＮｐ−237 になるので、実質的な半減期はＮｐ−237
以上である。Ｃｍ同位体は、半減期はそれほど長くはな
いが、中性子や熱の発生量が多いので、これを閉じ込め
るには他の元素に比べてより厳重な容器が必要になる。
【００１１】したがって、もしこれらＭＡ核種を高レベ
ル廃棄物から取り除くことができれば、高レベル廃棄物
の保管期間を数百年〜数千年に短くでき、その保管の負
担も軽減することができる。
ル廃棄物から取り除くことができれば、高レベル廃棄物
の保管期間を数百年〜数千年に短くでき、その保管の負
担も軽減することができる。
【００１２】このような目的のために、ＭＡ核種を高レ
ベル廃棄物から分離・精製し、燃料に添加して、原子炉
内で照射して半減期の短い物質に変換することが考えら
れる。その一つの方法は核分裂反応による半減期の短い
核分裂生成物に変換してやることである。
ベル廃棄物から分離・精製し、燃料に添加して、原子炉
内で照射して半減期の短い物質に変換することが考えら
れる。その一つの方法は核分裂反応による半減期の短い
核分裂生成物に変換してやることである。
【００１３】図８は主要なＭＡ核種であるＮｐ−237 に
対する中性子反応断面積であるが、その核分裂断面積
は、低エネルギー中性子に対しては小さく、 MeV以上の
高エネルギー中性子に対して大きい。その他のＭＡ核種
も同様な断面積特性を有する。したがって、核分裂反応
を利用するには、低エネルギー中性子が多い軽水炉より
も高エネルギー中性子が多い高速炉を使用するのが適当
である。
対する中性子反応断面積であるが、その核分裂断面積
は、低エネルギー中性子に対しては小さく、 MeV以上の
高エネルギー中性子に対して大きい。その他のＭＡ核種
も同様な断面積特性を有する。したがって、核分裂反応
を利用するには、低エネルギー中性子が多い軽水炉より
も高エネルギー中性子が多い高速炉を使用するのが適当
である。
【００１４】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、高速炉
の実用化が遅れ数十年後と見込まれている現在、軽水炉
におけるＭＡ核種の削減を考えることは有意義である。
軽水炉では低エネルギー中性子が多いため、ＭＡ核種は
核分裂反応よりも捕獲反応を起こしやすい。
の実用化が遅れ数十年後と見込まれている現在、軽水炉
におけるＭＡ核種の削減を考えることは有意義である。
軽水炉では低エネルギー中性子が多いため、ＭＡ核種は
核分裂反応よりも捕獲反応を起こしやすい。
【００１５】例えばＮｐ−237 は中性子を捕獲するとＮ
ｐ−238 になり、これは半減期２日でＰｕ−238 とな
る。Ｐｕ−238 は、一部は原子炉内で照射されてＰｕ−
239 になるが、大半は燃焼せずそのまま取り出される。
このＰｕ−238 は半減期が87.7年と短いから、軽水炉に
おいてもＮｐ−237 を半減期の短い物質に変換できたこ
とになる。
ｐ−238 になり、これは半減期２日でＰｕ−238 とな
る。Ｐｕ−238 は、一部は原子炉内で照射されてＰｕ−
239 になるが、大半は燃焼せずそのまま取り出される。
このＰｕ−238 は半減期が87.7年と短いから、軽水炉に
おいてもＮｐ−237 を半減期の短い物質に変換できたこ
とになる。
【００１６】同様にＡｍ−241 は中性子を捕獲してＡｍ
−242 ｍ（励起状態）またはＡｍ−242 ｇ（基底状態）
となる。前者は核分裂しやすく、後者は直ちにＣｍ−24
2 になる。Am−243 は中性子を捕獲してＡｍ−244 とな
り、直ちにＣｍ−244 になる。Ｃｍ−242 は前述のとお
り直ちにＰｕ−238 になる。Ｃｍ−244 は中性子を捕獲
してＣｍ−245 となるが、これは低エネルギー中性子で
も核分裂しやすい。
−242 ｍ（励起状態）またはＡｍ−242 ｇ（基底状態）
となる。前者は核分裂しやすく、後者は直ちにＣｍ−24
2 になる。Am−243 は中性子を捕獲してＡｍ−244 とな
り、直ちにＣｍ−244 になる。Ｃｍ−242 は前述のとお
り直ちにＰｕ−238 になる。Ｃｍ−244 は中性子を捕獲
してＣｍ−245 となるが、これは低エネルギー中性子で
も核分裂しやすい。
【００１７】したがって、いずれのＭＡ核種も、中性子
捕獲反応によって、核分裂しやすいかまたは半減期の短
い核種に変換することができる。
捕獲反応によって、核分裂しやすいかまたは半減期の短
い核種に変換することができる。
【００１８】ところが、軽水炉におけるＭＡ核種の消滅
が主に捕獲反応によって起こることから、ＭＡ核種を混
入した燃料では、通常の燃料に比べて反応度損失を来す
ことになる。
が主に捕獲反応によって起こることから、ＭＡ核種を混
入した燃料では、通常の燃料に比べて反応度損失を来す
ことになる。
【００１９】図９は、Ｎｐ−237 を 0.5wt％混入した燃
料とＮｐ−237 を混入しない燃料との無限増倍率を比較
したものである。Ｕ−235 濃縮度は両者で同一である。
Ｎｐ−237 の混入により燃料の全寿命にわたって無限増
倍率が低下し、平均値として約 3.7％Δｋ低下してい
る。
料とＮｐ−237 を混入しない燃料との無限増倍率を比較
したものである。Ｕ−235 濃縮度は両者で同一である。
Ｎｐ−237 の混入により燃料の全寿命にわたって無限増
倍率が低下し、平均値として約 3.7％Δｋ低下してい
る。
【００２０】本発明に目的は、高レベル廃棄物の保管の
負担を軽減するため、現在稼働中の軽水炉において、Ｍ
Ａ核種を、中性子捕獲反応を利用して核分裂しやすいか
または半減期の短い他の物質に変換する際に、反応度損
失を最小限にとどめ、しかも変換効率を向上させるのに
好適な原子炉の炉心を提供することにある。
負担を軽減するため、現在稼働中の軽水炉において、Ｍ
Ａ核種を、中性子捕獲反応を利用して核分裂しやすいか
または半減期の短い他の物質に変換する際に、反応度損
失を最小限にとどめ、しかも変換効率を向上させるのに
好適な原子炉の炉心を提供することにある。
【００２１】
【課題を解決するための手段】本発明では、ＭＡ核種を
含む燃料（以下ではＭＡ燃料と略す）集合体を、炉心の
最外周にのみ配置してなることを特徴とする。このＭＡ
燃料集合体は、炉心への装荷から取り出されるまで同一
の位置に配置し、他の通常燃料集合体よりも長期間にわ
たって炉心に滞在させる。さらに、必要に応じてＭＡ燃
料集合体におけるＭＡ燃料の減速材対燃料比を、通常燃
料よりも大きくなるようにする。
含む燃料（以下ではＭＡ燃料と略す）集合体を、炉心の
最外周にのみ配置してなることを特徴とする。このＭＡ
燃料集合体は、炉心への装荷から取り出されるまで同一
の位置に配置し、他の通常燃料集合体よりも長期間にわ
たって炉心に滞在させる。さらに、必要に応じてＭＡ燃
料集合体におけるＭＡ燃料の減速材対燃料比を、通常燃
料よりも大きくなるようにする。
【００２２】
【作用】原子炉の中性子インポータンスは、炉心中心で
最も大きく外へ向かって次第に減少していく。したがっ
て、炉心最外周位置にＭＡ燃料集合体を配置することに
よって、反応度損失を最小にすることができる。ただ
し、そのままでは、ＭＡ核種の他の核種への変換も抑制
されてしまうので、他の通常燃料集合体よりも炉内滞在
期間を長くしてＭＡ核種に対する中性子照射量を増大さ
せるとともに、ＭＡ燃料の減速材対燃料比を大きくして
ＭＡ燃料位置での特に低エネルギー中性子束レベルを高
めることができるので、ＭＡ核種の消滅を促進させるこ
とができる。
最も大きく外へ向かって次第に減少していく。したがっ
て、炉心最外周位置にＭＡ燃料集合体を配置することに
よって、反応度損失を最小にすることができる。ただ
し、そのままでは、ＭＡ核種の他の核種への変換も抑制
されてしまうので、他の通常燃料集合体よりも炉内滞在
期間を長くしてＭＡ核種に対する中性子照射量を増大さ
せるとともに、ＭＡ燃料の減速材対燃料比を大きくして
ＭＡ燃料位置での特に低エネルギー中性子束レベルを高
めることができるので、ＭＡ核種の消滅を促進させるこ
とができる。
【００２３】
（第１の実施例）本発明の第１の実施例である原子炉の
炉心の１／４断面図を図１に示す。本実施例は、図５の
従来例と同一の電気出力で同一のサイズのものである。
本実施例では、図２に示すＭＡ燃料集合体７が炉心最外
周に合計20体装荷されている。図２中、符号４はＭＡ核
種を含む燃料棒、５はウォーターロッド、６はチャンネ
ルボックス、２は制御棒を示している。これら以外の位
置には図６の通常燃料集合体１が 852体装荷されてい
る。通常燃料集合体１は、原子炉の１サイクルの運転が
終了するたびに、燃焼が進んだものから順に 252体が取
り出され、新しい通常燃料集合体が装荷される。
炉心の１／４断面図を図１に示す。本実施例は、図５の
従来例と同一の電気出力で同一のサイズのものである。
本実施例では、図２に示すＭＡ燃料集合体７が炉心最外
周に合計20体装荷されている。図２中、符号４はＭＡ核
種を含む燃料棒、５はウォーターロッド、６はチャンネ
ルボックス、２は制御棒を示している。これら以外の位
置には図６の通常燃料集合体１が 852体装荷されてい
る。通常燃料集合体１は、原子炉の１サイクルの運転が
終了するたびに、燃焼が進んだものから順に 252体が取
り出され、新しい通常燃料集合体が装荷される。
【００２４】一方、ＭＡ燃料集合体７は９サイクルに一
度20体全部が取り出され、新しいＭＡ燃料集合体７が装
荷される。すなわち、通常燃料集合体１は３〜４サイク
ル、ＭＡ燃料集合体７は９サイクルの間原子炉内に装荷
されることになる。ＭＡ燃料集合体７の燃料棒４ａの本
数は図２に示したように36本であり、図６に示した通常
燃料集合体１の74本に対して38本少なくしている。ＭＡ
燃料集合体７の燃料要素は、表１の組成のＭＡ核種を20
wt％含む天然ウランとの混合酸化物である。
度20体全部が取り出され、新しいＭＡ燃料集合体７が装
荷される。すなわち、通常燃料集合体１は３〜４サイク
ル、ＭＡ燃料集合体７は９サイクルの間原子炉内に装荷
されることになる。ＭＡ燃料集合体７の燃料棒４ａの本
数は図２に示したように36本であり、図６に示した通常
燃料集合体１の74本に対して38本少なくしている。ＭＡ
燃料集合体７の燃料要素は、表１の組成のＭＡ核種を20
wt％含む天然ウランとの混合酸化物である。
【００２５】ＭＡ燃料集合体７が装荷されている位置
は、炉心の最外周であって、ＭＡ燃料集合体７の４面の
うち２面が冷却水に面しているため、炉外への中性子の
漏れが多く、中性子インポータンスが最も小さい位置で
あり、炉心平均の１／３程度である。したがって、ＭＡ
燃料集合体７を炉心内部に装荷した場合に比べて反応度
損失は１／３程度となる。
は、炉心の最外周であって、ＭＡ燃料集合体７の４面の
うち２面が冷却水に面しているため、炉外への中性子の
漏れが多く、中性子インポータンスが最も小さい位置で
あり、炉心平均の１／３程度である。したがって、ＭＡ
燃料集合体７を炉心内部に装荷した場合に比べて反応度
損失は１／３程度となる。
【００２６】このままの状態ではＭＡ燃料集合体７に対
する中性子照射量も通常燃料集合体１の１／３程度にな
るが、ＭＡ燃料集合体７は通常燃料集合体１の約３倍炉
心内に滞在するので、ＭＡ核種の中性子照射量は通常燃
料集合体１と同程度にすることができる。
する中性子照射量も通常燃料集合体１の１／３程度にな
るが、ＭＡ燃料集合体７は通常燃料集合体１の約３倍炉
心内に滞在するので、ＭＡ核種の中性子照射量は通常燃
料集合体１と同程度にすることができる。
【００２７】さらに、ＭＡ燃料集合体７は通常燃料集合
体１に比べて燃料棒４ａの本数が少ないので、実質的に
冷却水が多い。燃料棒４ａ内で発生した高エネルギー中
性子は、燃料棒４ａから飛び出して、冷却水中の水素と
衝突して低エネルギー中性子となり、再び燃料棒４ａ内
のＵ−235 に吸収されて核分裂を起こす。
体１に比べて燃料棒４ａの本数が少ないので、実質的に
冷却水が多い。燃料棒４ａ内で発生した高エネルギー中
性子は、燃料棒４ａから飛び出して、冷却水中の水素と
衝突して低エネルギー中性子となり、再び燃料棒４ａ内
のＵ−235 に吸収されて核分裂を起こす。
【００２８】高エネルギー中性子は物質に吸収されにく
いので、ＭＡ燃料集合体７のすぐ内側の通常燃料集合体
１の燃料棒４で発生した高エネルギー中性子の一部は、
ＭＡ燃料集合体７の領域まで到達し、ここで低エネルギ
ー中性子に減速されＭＡ核種に吸収される。したがっ
て、ＭＡ燃料集合体７の水の量を増しておくことによっ
て低エネルギーへの中性子の減速を促進させ、これによ
ってＭＡ核種による中性子の吸収を増加させ効率的に消
滅させることができる。
いので、ＭＡ燃料集合体７のすぐ内側の通常燃料集合体
１の燃料棒４で発生した高エネルギー中性子の一部は、
ＭＡ燃料集合体７の領域まで到達し、ここで低エネルギ
ー中性子に減速されＭＡ核種に吸収される。したがっ
て、ＭＡ燃料集合体７の水の量を増しておくことによっ
て低エネルギーへの中性子の減速を促進させ、これによ
ってＭＡ核種による中性子の吸収を増加させ効率的に消
滅させることができる。
【００２９】なお、通常燃料集合体１は、燃焼の均等化
などのなどのために燃料交換の際にその一部が炉心内の
別の通常燃料集合体と交換されるが、ＭＡ燃料集合体７
の場合には炉心に装荷されてから取り出されるまで同じ
位置に装荷したままでよい。
などのなどのために燃料交換の際にその一部が炉心内の
別の通常燃料集合体と交換されるが、ＭＡ燃料集合体７
の場合には炉心に装荷されてから取り出されるまで同じ
位置に装荷したままでよい。
【００３０】（第２の実施例）次に図３を参照して本発
明の第２の実施例を説明する。図３は原子炉の炉心の１
／４断面図である。本実施例では第１の実施例と同様の
構造を有する図に示したＭＡ燃料集合体７が８体、通常
燃料集合体１が 872体装荷されている。ＭＡ燃料集合体
７が装荷されている位置は、図５の従来例で示した炉心
で燃料集合体１が配置されていなかった位置である。こ
れらの位置はＭＡ燃料集合体７を配置してもシュラウド
３内に収まるが、炉停止余裕が悪化するために従来例で
は燃料を配置していない。
明の第２の実施例を説明する。図３は原子炉の炉心の１
／４断面図である。本実施例では第１の実施例と同様の
構造を有する図に示したＭＡ燃料集合体７が８体、通常
燃料集合体１が 872体装荷されている。ＭＡ燃料集合体
７が装荷されている位置は、図５の従来例で示した炉心
で燃料集合体１が配置されていなかった位置である。こ
れらの位置はＭＡ燃料集合体７を配置してもシュラウド
３内に収まるが、炉停止余裕が悪化するために従来例で
は燃料を配置していない。
【００３１】すなわち、原子炉は全制御棒２が挿入して
停止されるが、このときいずれか１本の制御棒が炉心に
挿入されていなくても十分未臨界でなければならない。
図３におけるＭＡ燃料集合体７の位置に通常燃料集合体
１を装荷すると、制御棒２によって制御されない燃料集
合体がそこの位置に３体集中することになるので、近く
の制御棒が挿入されないときの未臨界度が減少するから
である。
停止されるが、このときいずれか１本の制御棒が炉心に
挿入されていなくても十分未臨界でなければならない。
図３におけるＭＡ燃料集合体７の位置に通常燃料集合体
１を装荷すると、制御棒２によって制御されない燃料集
合体がそこの位置に３体集中することになるので、近く
の制御棒が挿入されないときの未臨界度が減少するから
である。
【００３２】しかしながら、図２のようなＭＡ燃料集合
体７の場合には、Ｕ−235 のような核分裂しやすい物質
が多量に含まれているわけではないので、原子炉停止時
の未臨界度を特に減少させることはない。したがって、
本実施例では、シュラウド３内の空間を有効に利用する
ことが可能となる。
体７の場合には、Ｕ−235 のような核分裂しやすい物質
が多量に含まれているわけではないので、原子炉停止時
の未臨界度を特に減少させることはない。したがって、
本実施例では、シュラウド３内の空間を有効に利用する
ことが可能となる。
【００３３】（第３の実施例）次に図４を参照して本発
明の第３の実施例を説明する。前述した第１および第２
の実施例に用いられるＭＡ燃料集合体７の燃料棒４ａ中
の燃料ペレットはＭＡ核種と天然ウランの混合酸化物で
あったが、これを図４に示すように中空部10を有する燃
料ペレット９とした例である。図４においては被覆管８
内にＭＡ核種を含む燃料ペレット９が充填され、燃料ペ
レット９には中空部10が形成された燃料棒４ｂが示され
ている。本実施例では、燃料棒４ｂに充填される燃料ペ
レット９を内部に中空部10を有する酸化物燃料としてい
る。本実施例では中空部10の半径は燃料ペレット９の外
径の例えば半分としている。これにより、減速材対燃料
比をさらに大きくすることができるのでＭＡ燃料集合体
７の低エネルギー中性子束が増加し、さらに消滅が促進
される。
明の第３の実施例を説明する。前述した第１および第２
の実施例に用いられるＭＡ燃料集合体７の燃料棒４ａ中
の燃料ペレットはＭＡ核種と天然ウランの混合酸化物で
あったが、これを図４に示すように中空部10を有する燃
料ペレット９とした例である。図４においては被覆管８
内にＭＡ核種を含む燃料ペレット９が充填され、燃料ペ
レット９には中空部10が形成された燃料棒４ｂが示され
ている。本実施例では、燃料棒４ｂに充填される燃料ペ
レット９を内部に中空部10を有する酸化物燃料としてい
る。本実施例では中空部10の半径は燃料ペレット９の外
径の例えば半分としている。これにより、減速材対燃料
比をさらに大きくすることができるのでＭＡ燃料集合体
７の低エネルギー中性子束が増加し、さらに消滅が促進
される。
【００３４】なお以上の各実施例において、天然ウラン
との混合酸化物の代わりに、ＭＡ核種だけの酸化物で燃
料ペレットまたは中空燃料ペレットを構成してもよい。
ただし、この場合にはＭＡ核種の密度が高くなるので、
中性子の実質的な吸収効率が低下してしまう。すなわ
ち、図８に示したとおり、ＭＡ核種の中性子吸収は数eV
〜数100eV のエネルギーで共鳴構造を有しているので、
ＭＡ核種の密度が高くなると自己遮蔽効果により実効吸
収断面積が低下してしまうのである。この点を解消する
ために単に密度を下げただけでは、熱伝導度が悪化して
燃料温度が上昇してしまう。そこで、中性子吸収断面積
の小さい物質、例えばジルコニウムとＭＡ核種との混合
酸化物燃料とすることによって、熱伝導度を悪化させる
ことなくＭＡ核種の実効的な密度を下げることができ
る。
との混合酸化物の代わりに、ＭＡ核種だけの酸化物で燃
料ペレットまたは中空燃料ペレットを構成してもよい。
ただし、この場合にはＭＡ核種の密度が高くなるので、
中性子の実質的な吸収効率が低下してしまう。すなわ
ち、図８に示したとおり、ＭＡ核種の中性子吸収は数eV
〜数100eV のエネルギーで共鳴構造を有しているので、
ＭＡ核種の密度が高くなると自己遮蔽効果により実効吸
収断面積が低下してしまうのである。この点を解消する
ために単に密度を下げただけでは、熱伝導度が悪化して
燃料温度が上昇してしまう。そこで、中性子吸収断面積
の小さい物質、例えばジルコニウムとＭＡ核種との混合
酸化物燃料とすることによって、熱伝導度を悪化させる
ことなくＭＡ核種の実効的な密度を下げることができ
る。
【００３５】さらに、不要な中性子吸収物質を削減する
ことによってＭＡ核種の消滅効率を高めることができ
る。その例として、混合酸化物燃料の代わりに、例えば
ジルコニウムとＭＡ核種の合金の燃料ペレットを用いる
ことにより、酸素による中性子吸収を削減することがで
きる。また、図１および図３においてＭＡ燃料集合体７
が装荷されている位置には制御棒が挿入されないから、
図２のＭＡ燃料集合体７において、制御棒２のガイドと
して機能するチャンネルボックス６を取り除くことが可
能で、これによりチャンネルボックス６の材質による中
性子吸収を削減することができる。
ことによってＭＡ核種の消滅効率を高めることができ
る。その例として、混合酸化物燃料の代わりに、例えば
ジルコニウムとＭＡ核種の合金の燃料ペレットを用いる
ことにより、酸素による中性子吸収を削減することがで
きる。また、図１および図３においてＭＡ燃料集合体７
が装荷されている位置には制御棒が挿入されないから、
図２のＭＡ燃料集合体７において、制御棒２のガイドと
して機能するチャンネルボックス６を取り除くことが可
能で、これによりチャンネルボックス６の材質による中
性子吸収を削減することができる。
【００３６】
【発明の効果】本発明によれば、減速材対燃料比を大き
くしたＭＡ燃料集合体を炉心最外周に配置し、通常燃料
集合体よりも長期間にわたって炉内に滞在させることに
より、反応度損失を最小にしつつＭＡ核種の消滅を促進
させることができるので、高レベル廃棄物の保管期間の
短縮に資することができる。
くしたＭＡ燃料集合体を炉心最外周に配置し、通常燃料
集合体よりも長期間にわたって炉内に滞在させることに
より、反応度損失を最小にしつつＭＡ核種の消滅を促進
させることができるので、高レベル廃棄物の保管期間の
短縮に資することができる。
【図１】本発明に係る第１の実施例における電気出力 1
35万kWの沸騰水型原子炉の１／４炉心を示す断面図。
35万kWの沸騰水型原子炉の１／４炉心を示す断面図。
【図２】本発明に係る第１の実施例で用いられるＭＡ核
種を装荷したＭＡ燃料集合体の断面図。
種を装荷したＭＡ燃料集合体の断面図。
【図３】本発明に係る第２の実施例における電気出力 1
35万kWの沸騰水型原子炉の１／４炉心を示す断面図。
35万kWの沸騰水型原子炉の１／４炉心を示す断面図。
【図４】本発明に係る第３の実施例で用いられるＭＡ核
種を装荷したＭＡ燃料集合体の燃料棒を示す断面図。
種を装荷したＭＡ燃料集合体の燃料棒を示す断面図。
【図５】従来の電気出力 135万kWの沸騰水型原子炉の１
／４炉心を示す断面図。
／４炉心を示す断面図。
【図６】従来の燃料集合体を示す断面図。
【図７】原子炉内でのＭＡ核種の生成過程を示す図。
【図８】Ｎｐ−237 の中性子反応断面積を示す線図。
【図９】Ｎｐ−237 の混入による燃料の反応度損失を示
す線図。
す線図。
１…通常燃料集合体、２…制御棒、３…シュラウド、４
…燃料棒、４ａ…ＭＡ核種を含む燃料棒、４ｂ…中空部
を有する燃料棒、５…ウォーターロッド、６…チャンネ
ルボックス、７…ＭＡ燃料集合体、８…被覆管、９…燃
料ペレット、10…中空部。
…燃料棒、４ａ…ＭＡ核種を含む燃料棒、４ｂ…中空部
を有する燃料棒、５…ウォーターロッド、６…チャンネ
ルボックス、７…ＭＡ燃料集合体、８…被覆管、９…燃
料ペレット、10…中空部。
Claims (1)
- 【請求項１】 多数の燃料集合体を装荷してなる原子炉
の炉心において、ネプツニウム，アメリシウムまたはキ
ュリウムのうち少なくとも一つのマイナーアクチニド核
種を含む燃料集合体を、前記炉心の最外周にのみ配置し
てなることを特徴とする原子炉の炉心。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4031879A JPH05232276A (ja) | 1992-02-19 | 1992-02-19 | 原子炉の炉心 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4031879A JPH05232276A (ja) | 1992-02-19 | 1992-02-19 | 原子炉の炉心 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05232276A true JPH05232276A (ja) | 1993-09-07 |
Family
ID=12343326
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4031879A Pending JPH05232276A (ja) | 1992-02-19 | 1992-02-19 | 原子炉の炉心 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH05232276A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0792288A (ja) * | 1993-09-27 | 1995-04-07 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉の炉心及びその運転方法 |
| FR2711010A1 (fr) * | 1993-10-06 | 1995-04-14 | Doryokuro Kakunenryo | Procédé d'incinération de nuclides d'actinides mineurs. |
| JP2006064678A (ja) * | 2004-08-30 | 2006-03-09 | Toshiba Corp | 原子炉の燃料集合体配置方法、燃料棒および燃料集合体 |
| JP2008216009A (ja) * | 2007-03-02 | 2008-09-18 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 高速炉の炉心及び高速炉の燃料取り扱い方法 |
| JP2018040585A (ja) * | 2016-09-05 | 2018-03-15 | 株式会社東芝 | 核燃料物質、燃料棒、燃料集合体、軽水炉炉心、および核燃料物質の製造方法 |
-
1992
- 1992-02-19 JP JP4031879A patent/JPH05232276A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0792288A (ja) * | 1993-09-27 | 1995-04-07 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉の炉心及びその運転方法 |
| FR2711010A1 (fr) * | 1993-10-06 | 1995-04-14 | Doryokuro Kakunenryo | Procédé d'incinération de nuclides d'actinides mineurs. |
| JP2006064678A (ja) * | 2004-08-30 | 2006-03-09 | Toshiba Corp | 原子炉の燃料集合体配置方法、燃料棒および燃料集合体 |
| JP2008216009A (ja) * | 2007-03-02 | 2008-09-18 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 高速炉の炉心及び高速炉の燃料取り扱い方法 |
| JP2018040585A (ja) * | 2016-09-05 | 2018-03-15 | 株式会社東芝 | 核燃料物質、燃料棒、燃料集合体、軽水炉炉心、および核燃料物質の製造方法 |
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