JPH0556835B2

JPH0556835B2 -

Info

Publication number: JPH0556835B2
Application number: JP60270877A
Authority: JP
Inventors: Hawaado Orusotsupu Buraian
Original assignee: Westinghouse Electric Corp
Current assignee: CBS Corp
Priority date: 1984-12-03
Filing date: 1985-12-03
Publication date: 1993-08-20
Also published as: US4671927A; JPS61134689A

Description

【発明の詳細な説明】発明の分野この発明は、酸化ガドリニウム粒子及びヘリウ
ムガス不透過性物質で被覆した炭化ホウ素粒子を
組み合わせた可燃性吸収材を、核分裂性燃料中に
混合した、改良された核燃料棒に関するものであ
る。

発明の背景核分裂の過程は、通常濃縮二酸化ウランである
核分裂性燃料物質が２種又はそれ以上の低質量数
の核分裂生成物に壊変することを含むことは周知
である。特にこの核分裂の過程は、連鎖反応の基
礎となる利用できる遊離中性子数の増加をも含
む。原子炉をある期間以上運転した場合には、核
分裂性物質を含む燃料集合体は核分裂性物質が消
耗するから最後に取り替えなければならない。こ
の取り替え工程は時間消費的であり高価につくも
のであるから、実際には所定燃料集合体の寿命を
使用できる限り延ばすことが望ましい。従つて、
計算量の少量の寄生的中性子捕獲元素を核燃料に
添加すると、熱中性子炉に非常に有利な効果をも
たらす。このような中性子捕獲元素は、通常これ
らが中性子吸収の高い可能性すなわち中性子吸収
断面積をもち、新たなすなわち付加的な中性子を
生じず、又は中性子吸収の結果として新たな吸収
材に変換しないとき、“可燃性吸収材”と呼ばれ
る。原子炉運転中、可燃性吸収材は徐々にその量
が減少して同時に起こる核分裂性物質の減少とバ
ランスする。

燃料集合体の寿命は、初期に多量の核分裂性物
質を含ませ、これに計算量の可燃性吸収材を組み
合わせることによつて延長される。このような燃
料集合体の運転初期の間は、過剰の中性子は可燃
性吸収材に吸収され、この可燃性吸収材は核分裂
性物質の有効性が低下した寿命の終期における該
燃料集合体の反応性に実質的に影響を与えない低
中性子吸収断面積をもつ元素に変換される。中性
子吸収材は燃料集合体の寿命の初期の間は多量の
核分裂性物質と補償しているが、燃料集合体の寿
命終期には徐々に少なくなつていく吸収材が中性
子を捕獲することによつて、相対的に一定の核分
裂レベルでの燃料集合体の長寿命が保証される。
従つて、注意深く調整した量の核燃料と可燃性吸
収材を含む燃料集合体は、中性子の相対的に一定
の生成及び反応性によつて燃料集合体の寿命の延
長を達成することができる。

燃料集合体中に可燃性吸収材を組み合わせるこ
とは、原子力産業において核燃料の能力を増大
し、それによつて炉心の寿命を延長する有効な手
段として認められてきた。可燃性吸収材は核燃料
と均一に混合される（すなわち分散吸収材）か、
又は原子炉中に別の要素例えば別々の可燃性吸収
材棒として分離して配置されることによつて、核
燃料とほぼ同じ速度で燃焼又は減損する。従つ
て、炉心の反応性は炉心の活性寿命期間にわたつ
て相対的に一定に維持される。

核燃料に分散吸収材として混合されている種々
の可燃性吸収材の中で、酸化ガドリニウムは熱中
性子吸収捕獲断面積が極めて高いことから、優れ
た吸収材であることが見出されている。従つて、
濃縮二酸化ウランすなわち高Ｕ−235同位体含有
量の二酸化ウランと酸化ガドリニウムとの混合物
は、従来から核燃料ペレツトの製造に使用されて
いる。

燃料ペレツトに酸化ガドリニウムが可燃性吸収
材として使用される場合、酸化ガドリニウムの中
性子吸収量はある期間は相対的に安定している
が、その後では中性子吸収量が非常に急速に減少
し、次いで中性子を吸収しなくなる問題点があ
る。事実、酸化ガドリニウムの燃焼速度は所望す
る燃焼速度より速い。また、多量の酸化ガドリニ
ウムを二酸化ウランに添加して核燃料ペレツトを
製造する場合にも問題があり、すなわちペレツト
製造時に核燃料及び吸収材を密実な塊に製造する
点で物理的限界があることである。核燃料中に焼
結した酸化ガドリニウムの微小球を使用すること
が米国特許第3759786号明細書に提唱されており、
二酸化ウラン中で消耗する吸収材として微小球の
形態で調製された被覆された酸化ガドリニウム例
えばモリブデンで被覆した酸化ガドリニウム微小
球の使用が説明されている。微小球の形態に調製
された、中性子捕獲断面積が低い金属のホウ化物
例えばジルコニウムのホウ化物及びホウ化ウラン
もまた二酸化ウランに混合されることが提唱され
ている。

ホウ素化合物例えば炭化ホウ素もまた可燃性吸
収材として使用することが知られている。B¹⁰同
位体を含むホウ素化合物は可燃性吸収材として使
用できるが、酸化ガドリニウムと同程度の中性子
吸収能力を持つていないので、多量に使用しなけ
ればならず、従つて、燃料ペレツト中の核燃料の
一部と置換しなければならない。さらに、ホウ素
は可燃性吸収材として使用した時に燃焼する間に
ヘリウムガスを生成させ、このヘリウムガスは燃
料部材中で望ましくない圧力増加をもたらす。例
えば慣用の燃料棒と共にこれとは別な可燃性毒物
棒中にホウ素化合物を使用する場合には、被覆さ
れた炭化ホウ素を使用し、炭化ホウ素粒子表面上
の被覆によりヘリウムガスを内包させている。例
えば米国特許第3356618号明細書は被覆されたホ
ウ素粒子の形成を教示しており、ここでホウ素粒
子は不活性被覆例えばジルコニウムのような耐熱
性金属の炭化物、窒化物、又は炭−窒化物の被覆
を備え、被覆されたホウ素粒子は原子炉における
中性子吸収制御要素に使用される金属マトリツク
ス例えば鉄、コバルト、ニツケル、アルミニウ
ム、及びジルコニウム中に分散される。米国特許
第3855061号は燃料の微小球粒子を含有した核燃
料板に関するものであり、この燃料微小球粒子は
ニオブ、ニツケル、アルミナ、熱分解グラフアイ
ト、又は他の材料によつて被覆される。この米国
特許はさらに、微小球導入手順は核毒物例えばガ
ドリニウム又はサマリウムを核燃料に導入するた
めに、又は中性子毒物の微小球を導入するため、
又は所望により中性子減速物質例えば炭化ホウ素
を核燃料に導入するために使用できることを示唆
している。

この発明の目的は、吸収材としての酸化ガドリ
ニウムの利点及び炭化ホウ素の利点を１個のペレ
ツトにおいて組み合わせた核燃料要素を提供する
ことである。

この発明の他の目的は、可燃性吸収材として酸
化ガドリニウム単独を使用した場合に比べ、改良
された原子炉の出力分布制御を示す核燃料を提供
することである。

発明の概要この発明の核燃料棒集合体は、混成可燃性吸収
材と核燃料との組成物を含む核燃料を有する。核
分裂性物質のペレツト例えば二酸化ウランのペレ
ツトは酸化ガドリニウム及び被覆された炭化ホウ
素粒子を含有する。炭化ホウ素粒子はペレツト中
にペレツト重量に対して約0.02〜約1.0％存在さ
せ、その粒子寸法は直径20〜100ミクロンである。
炭化ホウ素粒子表面の被膜は、厚さ約0.5〜10ミ
クロンとし、この被膜はヘリウムガス不透過性被
膜であり、例えばニオブ、ニツケル、ジルコニウ
ムその他からなる。

好適な実施例の説明この発明は吸収材としての酸化ガドリニウムの
利点と炭化ホウ素の利点を１個の燃料ペレツト中
に併有する混成可燃性吸収材含有核燃料組成物及
びかかる組成物を含有する核燃料棒集合体を提供
するものである。

第１図に示すように、核燃料棒集合体において
使用する核燃料棒１は、密閉室９を形成する上部
端栓５及び下部端栓７を備えた通常ジルコニウム
合金から造られる細長い環状金属製被覆管３から
なる。密閉室９では多数の核分裂性燃料ペレツト
１１が端部と端部とを隣接して配置され、これら
核分裂性燃料ペレツトはスプリング１３の作用に
よつて底部端栓７側に偏つて配置されている。核
分裂性燃料ペレツト１１はこの発明による混成可
燃性吸収材を含んで形成される。燃料ペレツト１
１の直径は環状被覆管３の内径よりも僅かに小さ
く、それらの間には〓間空間１５が形成される。
スプリング１３及び〓間空間１５は、原子炉運転
時における燃料ペレツト１１の熱膨張を吸収す
る。

核燃料は好適にはウラン235（Ｕ−235）同位体
が濃縮された二酸化ウランの形態のウランであ
る。濃縮二酸化ウランを使用する替わりに、二酸
化ウランと二酸化プルトニウムの混合物も使用さ
れる。

この発明の核燃料組成物は、好適には二酸化ウ
ランである核燃料と、酸化ガドリニウム及び被覆
された炭化ホウ素粒子とを混合して含有する。こ
れらの原料を互いに混合し、所望の寸法及び形状
に圧縮し、次いで焼結して核燃料棒において使用
する緻密なペレツトを製造する。核燃料ペレツト
は、代表的には中低そりの端部と、面取りしたへ
りを有しており、普通円筒形状で長さは約10.2〜
15.2mm（0.4〜0.6インチ）、長さ：直径の比は
1.7：１以下であり、好適には約1.2：１である。

核燃料ペレツトは二酸化ウランに加えてペレツ
ト重量に対して１ないし20重量％の酸化ガドリニ
ウムを含む。上記したように、可燃性吸収材とし
ての酸化ガドリニウムを核燃料として使用する核
分裂性物質に混合することは既知である。この発
明のペレツトに使用する酸化ガドリニウムの量
は、好適にはペレツト重量に対して約２〜10重量
％である。核燃料組成物には、酸化ガドリニウム
に加えて被覆された炭化ホウ素粒子をペレツト重
量に対して約0.02〜約1.0重量％が添加される。
炭化ホウ素粒子の寸法は直径20〜100ミクロンの
範囲であり、この粒子表面に厚さ0.5〜10ミクロ
ンの被膜を有する。炭化ホウ素粒子表面の被膜の
厚さは、好適には約５ミクロンである。炭化ホウ
素粒子表面の被膜は対摩耗性でヘリウムガス不透
過性な被覆物質である。このような物質は既知で
あり、例えばニオブ、ジルコニウム、ニツケル、
グラフアイト、アルミナなどである。被覆された
炭化ホウ素系粒子は種々の方法で製造でき、商業
的に入手可能である。このような被覆された炭化
ホウ素粒子は原子炉系における別個の可燃性吸収
材棒で使用するために予め製造しておくものと考
えられる。この被膜は原子炉運転中に形成される
ヘリウムガスが被覆粒子の外側で可燃性吸収材棒
内部の環境中に漏れるのを防止する。

核燃料ペレツト１１の製造は、慣用の核燃料ペ
レツトの製造技術を使用して行なう。二酸化ウラ
ン、酸化ガドリニウム、及び被覆炭化ホウ素粒子
を緊密に混合し、混合物を所望の形状及び寸法に
圧縮する。次に、圧縮して得られたペレツトを焼
結することにより、混成可燃性吸収材組成物をペ
レツト全体に含む核燃料ペレツトを製造する。

混成可燃性吸収材組成物を含有する核燃料ペレ
ツトを使用する利点は、第２図の線図に示され、
この図はフエニツクス遷移−劣化コード
（PHOENIX transport−depletion code）を使
用した中性子立体計測（neutronics spatial
calculations）の結果を示す。このコードは文献
に記載され、第２図に使用されたものは、濃縮度
約３％の二酸化ウラン燃料を含む加圧水型軽水炉
に関するものである。第２図において、有効反応
度定数（Keff）はメガワツト−日／ウランのメ
ートル・トン（MWD／MTU、燃焼度）として
測定された原子炉の寿命に対してプロツトしてあ
る。実線の曲線はガドリニウム４重量％（Ｗ／
Ｏ）を含み、炭化ホウ素（B¹⁰含有）を含まない
二酸化ウランペレツトを使用した場合の燃焼速度
を示す。破線は酸化ガドリニウム４重量％と炭化
ホウ素約0.3重量％の存在に対応するB¹⁰ホウ素同
位体0.05重量％とからなる混成可燃性吸収材を含
む二酸化ウランペレツトを使用した場合の燃焼速
度を示す。図からわかるように、B¹⁰を僅か0.05
重量％（B₄C約0.3重量％）を添加すると燃焼速
度を約2000MWD／MTU遅らせる。この値はガ
ドリニウムを1.5重量％濃縮して増加させる量と
等しい。より多量の炭化ホウ素は、添加量に比例
して燃焼の大幅な遅延をもたらす。さらに、反応
度のピーク値が約ΔKで４％減少することは特筆
すべきである。この値は燃料集合体の出力を10な
いし16％減少させることに相当する。ガドリニウ
ム可燃性吸収材の集合体は一般に原子炉炉心の寿
命における反応度のピークの時間を制限する。従
つて、この発明の混成可燃性吸収材核燃料ペレツ
トはガドリニウムに関連する出力ピーク因子を抑
制する問題を実質的に減少する。図の最後の曲線
である点線は酸化ガドリニウム2.5重量％と
B¹⁰0.05重量％を含む中間の燃料−混成吸収材組
成物の場合を示す。

ガドリニウム含有核燃料ペレツトの燃焼速度の
緩和に加えて、混成可燃性吸収材棒の残渣障害は
吸収材を同じ重量％含んだ標準炭化ホウ素棒のそ
れより小さく、ガドリニウム棒のそれより極く僅
か大きい。残渣障害とは燃料の再装荷が必要とな
る前の原子炉の寿命中における燃料中の少量の減
耗していない吸収材の影響として記載できる。吸
収材が燃料に添加されると、所望の使用時間経過
後にも一部の吸収材はその活性が残つているの
で、この吸収材は中性子の吸収を燃料と競合す
る。この発明の混成可燃性吸収材組成物の場合に
は、交互に利用できるガドリニウム交換物と炭化
ホウ素充填物とを交互に利用することによつて可
能となるガドリニウムの充填量の減少によつて、
ガドリニウム単独含有燃料棒又は炭化ホウ素単独
含有燃料棒のいずれよりも遥かに少ない残渣障害
の燃料棒を生成する。すなわち、二酸化ウラン中
に酸化ガドリニウム−炭化ホウ素混成吸収材を使
用すると相乗作用を呈し、同量の酸化ガドリニウ
ム又は炭化ホウ素を使用する場合より少量の残渣
障害を生成する。

【図面の簡単な説明】

第１図はこの発明による核燃料棒の断面図、第
２図はこの発明による混成吸収材を使用した場合
と酸化ガドリニウム吸収材単独を使用した場合の
原子炉の寿命を比較して示す線図である。図において、１は核燃料棒、３は被覆管、５は
上部端栓、７は下部端栓、９は密閉室、１１は核
燃料ペレツト、１３はスプリング、１５は〓間空
間である。

Claims

【特許請求の範囲】１可燃性吸収材を含有する核燃料ペレツトを含
む燃料棒を備えた原子炉燃料集合体であつて、該
核燃料ペレツトが核分裂生成物質、酸化ガドリニ
ウム粒子、及び被覆された炭化ホウ素粒子を含
み、該炭化ホウ素粒子は直径が20ないし100ミク
ロンで、各炭化ホウ素粒子が0.5ないし10ミクロ
ン厚のヘリウムガス不透過性物質の皮膜で被覆さ
れてなる、原子炉燃料棒集合体。２核燃料ペレツトが１〜20重量％の酸化ガドリ
ニウムを含む特許請求の範囲第１項記載の原子炉
燃料棒集合体。３酸化ガドリニウムがペレツトの２〜10重量％
の量で存在する、特許請求の範囲第２項記載の原
子炉燃料棒集合体。４炭化ホウ素粒子がペレツトの0.02〜1.0重量
％の量で存在する、特許請求の範囲第２項記載の
原子炉燃料集合体。５皮膜がニツケル、ジルコニウム、ニオブ、グ
ラフアイト及びアルミナからなる群から選ばれた
ヘリウムガス不透過性物質からなる、特許請求の
範囲第４項記載の原子炉燃料棒集合体。６核分裂性物質が二酸化ウランである、特許請
求の範囲第４項記載の原子炉燃料棒集合体。７ペレツトは円筒形をなし、長さが10.2〜15.2
mmで、長さ：直径の比が1.7：１以下である、特
許請求の範囲第６項記載の原子炉燃料棒集合体。