JPH06194477A - 核燃料棒 - Google Patents
核燃料棒Info
- Publication number
- JPH06194477A JPH06194477A JP43A JP34389292A JPH06194477A JP H06194477 A JPH06194477 A JP H06194477A JP 43 A JP43 A JP 43A JP 34389292 A JP34389292 A JP 34389292A JP H06194477 A JPH06194477 A JP H06194477A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- nuclear fuel
- fuel rod
- transuranium
- nuclear
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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Classifications
-
- 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)
Abstract
(57)【要約】
【目的】超ウラン元素（ネプチニウム，アメリシウム
等）を軽水炉を用いて、効率良く消滅できる構造の核燃
料棒を提供する。 【構成】超ウラン元素（ネプチニウム，アメリシウム
等）を含む割合の高い燃料ペレット２は、超ウラン元素
を含む割合の異なる領域５，６で構成され、領域５は、
領域６に比べ超ウラン元素を含む割合が高い燃料ペレッ
トを核燃料棒の上方に装荷した核燃料棒である。 【効果】軽水炉を用いて超ウラン元素（ネプチニウム，
アメリシウム等）を効率良く消滅できる。
等）を軽水炉を用いて、効率良く消滅できる構造の核燃
料棒を提供する。 【構成】超ウラン元素（ネプチニウム，アメリシウム
等）を含む割合の高い燃料ペレット２は、超ウラン元素
を含む割合の異なる領域５，６で構成され、領域５は、
領域６に比べ超ウラン元素を含む割合が高い燃料ペレッ
トを核燃料棒の上方に装荷した核燃料棒である。 【効果】軽水炉を用いて超ウラン元素（ネプチニウム，
アメリシウム等）を効率良く消滅できる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、超ウラン元素を効率良
く消滅させるに好適な軽水炉に装荷される核燃料棒の構
造に関する。
く消滅させるに好適な軽水炉に装荷される核燃料棒の構
造に関する。
【０００２】
【従来の技術】全発電量の中で原子力発電の割合が増加
し、原子力発電は今後も長期にわたり電力を安定に供給
する手段の一つと考えられている。原子炉で燃やされた
燃料は、使用済み燃料として再処理工場へ運ばれる。こ
の使用済み燃料から、ウランとプルトニウムを取りだし
たあとに残る廃液は、非常に強い放射能を持ち、長寿命
の放射性核種を含んでいる。これら長寿命の放射性核種
は、「原子力工業 vol３５，Ｎｏ５，ｐ３１」に示さ
れているが、ネプチニウム（以下、Ｎｐと略す）、アメ
リシウム（以下、Ａｍと略す）の潜在的毒性指標が高
い。図２に、年摂取限度を基準とした高レベル廃棄物の
潜在的毒性指標を示す。この図より、潜在的毒性指標
は、１０4 年まではＡｍが、それより長い冷却期間では
Ｎｐの寄与が高いことが分かる。そのため、Ａｍ，Ｎｐ
を中性子等を用いて消滅する技術の開発が進められてい
る。
し、原子力発電は今後も長期にわたり電力を安定に供給
する手段の一つと考えられている。原子炉で燃やされた
燃料は、使用済み燃料として再処理工場へ運ばれる。こ
の使用済み燃料から、ウランとプルトニウムを取りだし
たあとに残る廃液は、非常に強い放射能を持ち、長寿命
の放射性核種を含んでいる。これら長寿命の放射性核種
は、「原子力工業 vol３５，Ｎｏ５，ｐ３１」に示さ
れているが、ネプチニウム（以下、Ｎｐと略す）、アメ
リシウム（以下、Ａｍと略す）の潜在的毒性指標が高
い。図２に、年摂取限度を基準とした高レベル廃棄物の
潜在的毒性指標を示す。この図より、潜在的毒性指標
は、１０4 年まではＡｍが、それより長い冷却期間では
Ｎｐの寄与が高いことが分かる。そのため、Ａｍ，Ｎｐ
を中性子等を用いて消滅する技術の開発が進められてい
る。
【０００３】特開平4−1593 号公報には、図３に示すよ
うに核燃料を充填した第一の核燃料棒と、第一の核燃料
棒よりも超ウラン元素を単位質量当り多く含む核燃料を
充填した第二の核燃料棒とで形成することにより、熱的
余裕を確保し長期運転・高燃焼度化を実現する技術につ
いて述べられている。この技術により、燃料の熱的余裕
を、超ウラン元素を富化しない場合と同等に確保するこ
とを可能とする。
うに核燃料を充填した第一の核燃料棒と、第一の核燃料
棒よりも超ウラン元素を単位質量当り多く含む核燃料を
充填した第二の核燃料棒とで形成することにより、熱的
余裕を確保し長期運転・高燃焼度化を実現する技術につ
いて述べられている。この技術により、燃料の熱的余裕
を、超ウラン元素を富化しない場合と同等に確保するこ
とを可能とする。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】上記従来技術では、燃
料ペレット内の中性子スペクトルの変化について考慮さ
れておらず、超ウラン元素の消滅が効果的に行われてい
ないという問題点があった。
料ペレット内の中性子スペクトルの変化について考慮さ
れておらず、超ウラン元素の消滅が効果的に行われてい
ないという問題点があった。
【０００５】本発明の目的は、沸騰水型原子炉では、中
性子スペクトルが炉心の上方で硬く、かつ燃料ペレット
中央部の中性子スペクトルが硬いことを利用して、超ウ
ラン元素の消滅を効果的に行うことが出来る核燃料棒を
提供することにある。
性子スペクトルが炉心の上方で硬く、かつ燃料ペレット
中央部の中性子スペクトルが硬いことを利用して、超ウ
ラン元素の消滅を効果的に行うことが出来る核燃料棒を
提供することにある。
【０００６】
【課題を解決するための手段】上記目的は、核燃料棒内
の上方に超ウラン元素を含む燃料ペレットを装荷し、か
つ、燃料ペレット中央部で超ウラン元素を含む割合を高
くすることにより達成される。
の上方に超ウラン元素を含む燃料ペレットを装荷し、か
つ、燃料ペレット中央部で超ウラン元素を含む割合を高
くすることにより達成される。
【０００７】
【作用】超ウラン元素を含む燃料ペレットは、沸騰水型
原子炉炉心内の中性子スペクトルの硬い領域に装荷する
ことにより、Ｎｐ及びＡｍの高速核分裂効果により効果
的な消滅を可能とする。
原子炉炉心内の中性子スペクトルの硬い領域に装荷する
ことにより、Ｎｐ及びＡｍの高速核分裂効果により効果
的な消滅を可能とする。
【０００８】
【実施例】本発明の一実施例を図面により説明する。図
１において、１は超ウラン元素を含む割合の低い燃料ペ
レット、２は超ウラン元素を含む割合の高い燃料ペレッ
ト、３は被覆管、４はプレナムコイルばねである。超ウ
ラン元素を含む割合の高い燃料ペレット２は、超ウラン
元素を含む割合の異なる領域５，６で構成される。領域
５は、領域６に比べ超ウラン元素を含む割合が高いとい
う特徴を持つ。超ウラン元素を含む割合の高い燃料ペレ
ット２は、二酸化ウランの中に超ウラン元素であるＮｐ
及びＡｍを混入したものである。
１において、１は超ウラン元素を含む割合の低い燃料ペ
レット、２は超ウラン元素を含む割合の高い燃料ペレッ
ト、３は被覆管、４はプレナムコイルばねである。超ウ
ラン元素を含む割合の高い燃料ペレット２は、超ウラン
元素を含む割合の異なる領域５，６で構成される。領域
５は、領域６に比べ超ウラン元素を含む割合が高いとい
う特徴を持つ。超ウラン元素を含む割合の高い燃料ペレ
ット２は、二酸化ウランの中に超ウラン元素であるＮｐ
及びＡｍを混入したものである。
【０００９】この構成にすることの利点を述べる。超ウ
ラン元素を含む燃料ペレットは核燃料棒内の上方に装荷
される。沸騰水型原子炉では、核燃料棒の側面を流れる
軽水は、核燃料棒の下方ではボイド率が０％、一方、上
方では７０％である。そのため、中性子スペクトルは、
核燃料棒の上方で硬くなっている。以下、中性子スペク
トルが硬くなることにより、超ウラン元素を効果的に消
滅できる理由について説明する。超ウラン元素の中で、
特に消滅しなければならないものは、Ｎｐ，Ａｍ核種で
ある。これらの核種の中で、例えば、Ｎｐ−２３７は核
分裂断面積にしきい値を持つ。図４に、Ｎｐ−２３７の
核反応断面積を示す。この図より、０.５ＭｅＶ のしき
い値を持つことが分かる。そのため、核分裂反応により
Ｎｐ−２３７を核分裂生成物に分解するには、硬い中性
子スペクトルの方が消滅効率が高い。一方、中性子エネ
ルギが低い場合には、核分裂断面積は捕獲断面積に比べ
小さく、低エネルギの中性子が照射されると、捕獲反応
によりＮｐ−２３７は無くなるが、代わりにＮｐ−２３
８という他の超ウラン元素を生成することになり、超ウ
ラン元素を消滅したことにならない。よって、沸騰水型
原子炉でＮｐ−２３７を効果的に消滅する場合には、中
性子スペクトルの硬い領域に装荷すれば良い。また、Ａ
ｍ−２４１，Ａｍ−２４３もＮｐ−２３７と同様の核反
応断面積を持つ。図５にＡｍ−２４１を、図６にＡｍ−
２４３の核反応断面積を示す。
ラン元素を含む燃料ペレットは核燃料棒内の上方に装荷
される。沸騰水型原子炉では、核燃料棒の側面を流れる
軽水は、核燃料棒の下方ではボイド率が０％、一方、上
方では７０％である。そのため、中性子スペクトルは、
核燃料棒の上方で硬くなっている。以下、中性子スペク
トルが硬くなることにより、超ウラン元素を効果的に消
滅できる理由について説明する。超ウラン元素の中で、
特に消滅しなければならないものは、Ｎｐ，Ａｍ核種で
ある。これらの核種の中で、例えば、Ｎｐ−２３７は核
分裂断面積にしきい値を持つ。図４に、Ｎｐ−２３７の
核反応断面積を示す。この図より、０.５ＭｅＶ のしき
い値を持つことが分かる。そのため、核分裂反応により
Ｎｐ−２３７を核分裂生成物に分解するには、硬い中性
子スペクトルの方が消滅効率が高い。一方、中性子エネ
ルギが低い場合には、核分裂断面積は捕獲断面積に比べ
小さく、低エネルギの中性子が照射されると、捕獲反応
によりＮｐ−２３７は無くなるが、代わりにＮｐ−２３
８という他の超ウラン元素を生成することになり、超ウ
ラン元素を消滅したことにならない。よって、沸騰水型
原子炉でＮｐ−２３７を効果的に消滅する場合には、中
性子スペクトルの硬い領域に装荷すれば良い。また、Ａ
ｍ−２４１，Ａｍ−２４３もＮｐ−２３７と同様の核反
応断面積を持つ。図５にＡｍ−２４１を、図６にＡｍ−
２４３の核反応断面積を示す。
【００１０】Ａｍ−２４１，Ａｍ−２４３もＮｐ−２３
７と同様に、中性子スペクトルの硬い領域に装荷すれ
ば、消滅を効果的に行える。
７と同様に、中性子スペクトルの硬い領域に装荷すれ
ば、消滅を効果的に行える。
【００１１】燃料ペレットでは、中性子スペクトルの硬
い領域は、周辺部より中心部である。そのため、超ウラ
ン元素を燃料ペレットの中央部に装荷すれば、より効果
的に超ウラン元素を消滅することが可能となる。
い領域は、周辺部より中心部である。そのため、超ウラ
ン元素を燃料ペレットの中央部に装荷すれば、より効果
的に超ウラン元素を消滅することが可能となる。
【００１２】本発明の他の実施例を図７に示す。この図
において、７はガドリニウムを燃料ペレットに混入する
領域を示す。このような構成にすると、燃料ペレット内
の低エネルギを持つ中性子は、ガドリニウムで吸収さ
れ、ＮｐやＡｍで吸収される割合が小さくなる。それに
よって、捕獲反応により他の超ウラン元素を生成するこ
となく、ＮｐやＡｍを消滅することが可能となる。同様
の効果は、領域７にガドリニウムの代わりに炭化ホウ素
等の中性子を吸収しやすい物質を混入しても達成され
る。
において、７はガドリニウムを燃料ペレットに混入する
領域を示す。このような構成にすると、燃料ペレット内
の低エネルギを持つ中性子は、ガドリニウムで吸収さ
れ、ＮｐやＡｍで吸収される割合が小さくなる。それに
よって、捕獲反応により他の超ウラン元素を生成するこ
となく、ＮｐやＡｍを消滅することが可能となる。同様
の効果は、領域７にガドリニウムの代わりに炭化ホウ素
等の中性子を吸収しやすい物質を混入しても達成され
る。
【００１３】
【発明の効果】本発明によれば、ＮｐやＡｍ等の超ウラ
ン元素を、沸騰水型軽水炉を用いて、効果的に消滅する
ことが可能となる。
ン元素を、沸騰水型軽水炉を用いて、効果的に消滅する
ことが可能となる。
【図１】本発明の一実施例を示す核燃料棒を示す説明
図。
図。
【図２】年摂取限度を基準とした高レベル廃棄物の潜在
的毒性指標を示す特性図。
的毒性指標を示す特性図。
【図３】従来例を示す断面図。
【図４】Ｎｐ−２３７の核反応断面積を示す特性図。
【図５】Ａｍ−２４１の核反応断面積を示す特性図。
【図６】Ａｍ−２４３の核反応断面積を示す特性図。
【図７】本発明の他の実施例を示す説明図。
１…超ウラン元素を含む割合の低い燃料ペレット、２…
超ウラン元素を含む割合の高い燃料ペレット、３…被覆
管、４…プレナムコイルばね、５…超ウラン元素を含む
割合の高い燃料ペレットの領域、６…超ウラン元素を含
む割合の低い燃料ペレットの領域、７…超ウラン元素及
びガドリニウムを含む燃料ペレットの領域。
超ウラン元素を含む割合の高い燃料ペレット、３…被覆
管、４…プレナムコイルばね、５…超ウラン元素を含む
割合の高い燃料ペレットの領域、６…超ウラン元素を含
む割合の低い燃料ペレットの領域、７…超ウラン元素及
びガドリニウムを含む燃料ペレットの領域。
Claims (7)
- 【請求項１】超ウラン元素を含む複数個の燃料ペレット
とこれらの燃料ペレットを収納する被覆管からなる核燃
料棒において、前記超ウラン元素を含む割合が複数個の
燃料ペレットで異なることを特徴とする核燃料棒。 - 【請求項２】請求項１において、前記核燃料棒の上方に
前記超ウラン元素を含む割合の高い前記燃料ペレットを
配置した核燃料棒。 - 【請求項３】請求項１において、前記燃料ペレットは前
記超ウラン元素を含む割合の異なる複数の領域で構成さ
れ、かつ被覆管に隣接した前記燃料ペレットの周辺部よ
り中心部で前記超ウラン元素を含む割合が高い構造の燃
料ペレットを有する核燃料棒。 - 【請求項４】請求項１において、超ウラン元素はＮｐ−
２３７,Ａｍ−２４１,Ａｍ−２４３のうち、少なくとも
一種類以上の物質で構成された核燃料棒。 - 【請求項５】請求項３において、前記燃料ペレットの周
辺部にガドリニウムまたは炭化ホウ素を含む核燃料棒。 - 【請求項６】請求項１，２，３，４または５において、
前記核燃料棒を１本以上有する燃料集合体。 - 【請求項７】請求項６の前記燃料集合体を一体以上装荷
した原子炉の炉心。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP43A JPH06194477A (ja) | 1992-12-24 | 1992-12-24 | 核燃料棒 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP43A JPH06194477A (ja) | 1992-12-24 | 1992-12-24 | 核燃料棒 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06194477A true JPH06194477A (ja) | 1994-07-15 |
Family
ID=18365050
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP43A Pending JPH06194477A (ja) | 1992-12-24 | 1992-12-24 | 核燃料棒 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH06194477A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6678344B2 (en) * | 2001-02-20 | 2004-01-13 | Framatome Anp, Inc. | Method and apparatus for producing radioisotopes |
| US8571167B2 (en) | 2009-06-01 | 2013-10-29 | Advanced Reactor Concepts LLC | Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors |
| US8767902B2 (en) | 2010-02-22 | 2014-07-01 | Advanced Reactor Concepts LLC | Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval |
| US9008259B2 (en) | 2010-01-13 | 2015-04-14 | Advanced Reactor Concepts LLC | Sheathed, annular metal nuclear fuel |
| US10424415B2 (en) | 2014-04-14 | 2019-09-24 | Advanced Reactor Concepts LLC | Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix |
-
1992
- 1992-12-24 JP JP43A patent/JPH06194477A/ja active Pending
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6678344B2 (en) * | 2001-02-20 | 2004-01-13 | Framatome Anp, Inc. | Method and apparatus for producing radioisotopes |
| US8571167B2 (en) | 2009-06-01 | 2013-10-29 | Advanced Reactor Concepts LLC | Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors |
| US9008259B2 (en) | 2010-01-13 | 2015-04-14 | Advanced Reactor Concepts LLC | Sheathed, annular metal nuclear fuel |
| US9640283B2 (en) | 2010-01-29 | 2017-05-02 | Advanced Reactor Concepts LLC | Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval |
| US8767902B2 (en) | 2010-02-22 | 2014-07-01 | Advanced Reactor Concepts LLC | Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval |
| US10424415B2 (en) | 2014-04-14 | 2019-09-24 | Advanced Reactor Concepts LLC | Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix |
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