JPH07244182A - 燃料集合体及び原子炉炉心 - Google Patents
燃料集合体及び原子炉炉心Info
- Publication number
- JPH07244182A JPH07244182A JP6038099A JP3809994A JPH07244182A JP H07244182 A JPH07244182 A JP H07244182A JP 6038099 A JP6038099 A JP 6038099A JP 3809994 A JP3809994 A JP 3809994A JP H07244182 A JPH07244182 A JP H07244182A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- fuel assembly
- plutonium
- ratio
- enrichment
- 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
Links
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】本発明の目的は、核分裂性物質の残存率を向上
しつつ、超ウラン元素の消滅率を向上できる燃料集合体
及び原子炉炉心を提供することにある。 【構成】燃料集合体２は、ジルカロイの被覆管内に、天
然ウランにプルトニウム及び超ウラン元素を富化したＭ
ＯＸ燃料を充填した燃料棒３を束ね、ジルカロイ製のチ
ャンネルボックス２１で覆って構成されている。隣接す
る燃料集合体の間には、炭化硼素を含む吸収棒６１を束
ねた十字型制御棒６が挿入される。核分裂性プルトニウ
ムの富化度は約１１ｗｔ％、超ウラン元素の富化度は約
５ｗｔ％、燃料棒本数は２５６本で、１６行１６例で配
列されている。水対燃料体積比は約２であり、運転時の
平均ボイド率が４０％の場合、Ｈ／ＨＭ比は燃料集合体
２で約３である。
しつつ、超ウラン元素の消滅率を向上できる燃料集合体
及び原子炉炉心を提供することにある。 【構成】燃料集合体２は、ジルカロイの被覆管内に、天
然ウランにプルトニウム及び超ウラン元素を富化したＭ
ＯＸ燃料を充填した燃料棒３を束ね、ジルカロイ製のチ
ャンネルボックス２１で覆って構成されている。隣接す
る燃料集合体の間には、炭化硼素を含む吸収棒６１を束
ねた十字型制御棒６が挿入される。核分裂性プルトニウ
ムの富化度は約１１ｗｔ％、超ウラン元素の富化度は約
５ｗｔ％、燃料棒本数は２５６本で、１６行１６例で配
列されている。水対燃料体積比は約２であり、運転時の
平均ボイド率が４０％の場合、Ｈ／ＨＭ比は燃料集合体
２で約３である。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は軽水冷却型原子炉に係
り、特に使用済み燃料に含まれるプルトニウム以外の超
ウラン元素（ＴＲＵ）の消滅処理に好適な燃料集合体及
び炉心に関する。
り、特に使用済み燃料に含まれるプルトニウム以外の超
ウラン元素（ＴＲＵ）の消滅処理に好適な燃料集合体及
び炉心に関する。
【０００２】
【従来の技術】軽水冷却型原子炉では、ＢＷＲを例にと
ると、燃料集合体は一般に核分裂性物質を含む燃料ペレ
ットを被覆管に充填した燃料棒を正方格子状に多数束
ね、断面形状が正方形のチャンネルボックスで覆って構
成される。炉心は燃料集合体を束ねて円柱状に形成され
る。燃料としては、濃縮ウラン又はプルトニウムを富化
したウランが酸化物の化学形態で使用される。燃料に含
まれるウラン２３５は、熱中性子を吸収して主として核
分裂反応を起こすが、一部は中性子を捕獲してネプツニ
ウム２３７に変換される。このようにして生成されるネ
プツニウム等のTRUは核分裂生成物と共に地層処分され
ることになっているが、その処理処分の負担軽減の観点
から、原子炉を用いた消滅処理が検討されている。例え
ば、通常の軽水炉のウラン燃料またはＭＯＸ燃料にＴＲ
Ｕを僅かに富化することが考えられている。
ると、燃料集合体は一般に核分裂性物質を含む燃料ペレ
ットを被覆管に充填した燃料棒を正方格子状に多数束
ね、断面形状が正方形のチャンネルボックスで覆って構
成される。炉心は燃料集合体を束ねて円柱状に形成され
る。燃料としては、濃縮ウラン又はプルトニウムを富化
したウランが酸化物の化学形態で使用される。燃料に含
まれるウラン２３５は、熱中性子を吸収して主として核
分裂反応を起こすが、一部は中性子を捕獲してネプツニ
ウム２３７に変換される。このようにして生成されるネ
プツニウム等のTRUは核分裂生成物と共に地層処分され
ることになっているが、その処理処分の負担軽減の観点
から、原子炉を用いた消滅処理が検討されている。例え
ば、通常の軽水炉のウラン燃料またはＭＯＸ燃料にＴＲ
Ｕを僅かに富化することが考えられている。
【０００３】上記の従来技術では、主としてウラン資源
節約またはプルトニウム有効利用の観点から、運転サイ
クル末期まで核分裂の連鎖反応を維持するための所要ウ
ラン濃縮度が最小となるように、炉心平均の水素対燃料
重金属原子数比（以下、Ｈ／ＨＭ比と呼ぶ）を約５とし
ている。
節約またはプルトニウム有効利用の観点から、運転サイ
クル末期まで核分裂の連鎖反応を維持するための所要ウ
ラン濃縮度が最小となるように、炉心平均の水素対燃料
重金属原子数比（以下、Ｈ／ＨＭ比と呼ぶ）を約５とし
ている。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】上記従来技術のＴＲＵ
消滅率（（装荷重量−取出重量）／装荷重量）は、図２
に示すように、２０％以上の比較的高い値となるが、更
に消滅率を向上するためには複数回のリサイクルが有効
である。
消滅率（（装荷重量−取出重量）／装荷重量）は、図２
に示すように、２０％以上の比較的高い値となるが、更
に消滅率を向上するためには複数回のリサイクルが有効
である。
【０００５】ＴＲＵをプルトニウムと共にリサイクルす
るためには、取出時のＴＲＵ／核分裂性プルトニウム
（Ｐｕｆ）重量比を、装荷時に比べ低減することが重要
である。従来技術のＨ／ＨＭ比≒５の場合、ＴＲＵ／Ｐ
ｕｆ重量比の取出時と装荷時の比（以下、Ｔ比と呼ぶ）
は、図３に示すように１よりも大きくなり、リサイクル
には適さない。
るためには、取出時のＴＲＵ／核分裂性プルトニウム
（Ｐｕｆ）重量比を、装荷時に比べ低減することが重要
である。従来技術のＨ／ＨＭ比≒５の場合、ＴＲＵ／Ｐ
ｕｆ重量比の取出時と装荷時の比（以下、Ｔ比と呼ぶ）
は、図３に示すように１よりも大きくなり、リサイクル
には適さない。
【０００６】本発明の目的は、核分裂性物質の残存率を
向上しつつ、超ウラン元素の消滅率を向上できる燃料集
合体及び原子炉炉心を提供することにある。
向上しつつ、超ウラン元素の消滅率を向上できる燃料集
合体及び原子炉炉心を提供することにある。
【０００７】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明は、核分裂性物質を含む燃料物質に、ネプツ
ニウム，アメリシウム，キュリウム等のプルトニウム以
外の超ウラン元素を富化した燃料を充填した燃料棒を束
ねた燃料集合体を軽水で冷却してなる原子炉炉心におい
て、前記燃料物質に占める前記超ウラン元素の富化度を
２ｗｔ％以上とすると共に、通常運転状態における平均
的な炉心の水素と燃料重金属との原子数比を３以下とし
たものである。
に、本発明は、核分裂性物質を含む燃料物質に、ネプツ
ニウム，アメリシウム，キュリウム等のプルトニウム以
外の超ウラン元素を富化した燃料を充填した燃料棒を束
ねた燃料集合体を軽水で冷却してなる原子炉炉心におい
て、前記燃料物質に占める前記超ウラン元素の富化度を
２ｗｔ％以上とすると共に、通常運転状態における平均
的な炉心の水素と燃料重金属との原子数比を３以下とし
たものである。
【０００８】また、核分裂性物質を含む燃料物質に、ネ
プツニウム，アメリシウム，キュリウム等のプルトニウ
ム以外の超ウラン元素を富化した燃料を充填した燃料棒
を束ねた燃料集合体において、前記燃料物質に占める前
記超ウラン元素の富化度を２ｗｔ％以上とすると共に、
冷却材領域と前記燃料物質領域との体積比を２以下とし
たものである。
プツニウム，アメリシウム，キュリウム等のプルトニウ
ム以外の超ウラン元素を富化した燃料を充填した燃料棒
を束ねた燃料集合体において、前記燃料物質に占める前
記超ウラン元素の富化度を２ｗｔ％以上とすると共に、
冷却材領域と前記燃料物質領域との体積比を２以下とし
たものである。
【０００９】
【作用】図３から、Ｔ比はＴＲＵ富化度が高いほど、ま
たＨ／ＨＭ比が小さいほど低減されることがわかる。Ｔ
比を１以下にするためには、ＴＲＵ富化度を２ｗｔ％以
上、Ｈ／ＨＭ比を３以下とすればよい。
たＨ／ＨＭ比が小さいほど低減されることがわかる。Ｔ
比を１以下にするためには、ＴＲＵ富化度を２ｗｔ％以
上、Ｈ／ＨＭ比を３以下とすればよい。
【００１０】従って、上記構成を備えた本発明によれ
ば、Ｔ比を１以下に低減してＴＲＵをプルトニウムと共
にリサイクルしつつ消滅できるので、核分裂性物質の残
存率を向上しつつ、超ウラン元素の消滅率を向上するこ
とができる。
ば、Ｔ比を１以下に低減してＴＲＵをプルトニウムと共
にリサイクルしつつ消滅できるので、核分裂性物質の残
存率を向上しつつ、超ウラン元素の消滅率を向上するこ
とができる。
【００１１】
【実施例】以下、本発明の実施例を図面を用いて説明す
る。図１は本発明を沸騰水型原子炉炉心に適用した実施
例の一部水平断面図である。燃料集合体２は、ジルカロ
イの被覆管内に、天然ウランにプルトニウム及び超ウラ
ン元素を富化したＭＯＸ燃料を充填した燃料棒３を束
ね、ジルカロイ製の外幅約２１cmの角筒状のチャンネル
ボックス２１で覆って構成されている。炉心１は、隣接
する燃料集合体２の間に十字型制御棒６を挿入して構成
される。制御棒６は、余剰反応度を制御するために、炭
化硼素を含む吸収棒６１を束ねて構成される。
る。図１は本発明を沸騰水型原子炉炉心に適用した実施
例の一部水平断面図である。燃料集合体２は、ジルカロ
イの被覆管内に、天然ウランにプルトニウム及び超ウラ
ン元素を富化したＭＯＸ燃料を充填した燃料棒３を束
ね、ジルカロイ製の外幅約２１cmの角筒状のチャンネル
ボックス２１で覆って構成されている。炉心１は、隣接
する燃料集合体２の間に十字型制御棒６を挿入して構成
される。制御棒６は、余剰反応度を制御するために、炭
化硼素を含む吸収棒６１を束ねて構成される。
【００１２】燃料棒３の直径は約１０mm，燃料ペレット
径は約９mm，燃料棒間隔は約１３mm，核分裂性プルトニ
ウムの富化度は約１１ｗｔ％、超ウラン元素の富化度は
約５ｗｔ％、燃料棒本数は２５６本で、１６行１６例で
配列されている。ここで、水対燃料体積比は約２であ
る。運転時の平均ボイド率が４０％の場合、Ｈ／ＨＭ比
は燃料集合体２で約３であり、既存のＢＷＲ炉心の約５
に比べ小さく設定している。
径は約９mm，燃料棒間隔は約１３mm，核分裂性プルトニ
ウムの富化度は約１１ｗｔ％、超ウラン元素の富化度は
約５ｗｔ％、燃料棒本数は２５６本で、１６行１６例で
配列されている。ここで、水対燃料体積比は約２であ
る。運転時の平均ボイド率が４０％の場合、Ｈ／ＨＭ比
は燃料集合体２で約３であり、既存のＢＷＲ炉心の約５
に比べ小さく設定している。
【００１３】尚、ここで、超ウラン元素は、軽水炉の使
用済みウラン燃料（燃焼度は約３０ＧＷｄ／ｔ）に含ま
れる組成をもつものとする。即ち、ネプツニウム２３７
が約８０ｗｔ％，アメリシウム２４１が約６ｗｔ％，ア
メリシウム２４３が約１０ｗｔ％，キュリウム２４２が
約１ｗｔ％，キュリウム２４４が約３ｗｔ％とする。
用済みウラン燃料（燃焼度は約３０ＧＷｄ／ｔ）に含ま
れる組成をもつものとする。即ち、ネプツニウム２３７
が約８０ｗｔ％，アメリシウム２４１が約６ｗｔ％，ア
メリシウム２４３が約１０ｗｔ％，キュリウム２４２が
約１ｗｔ％，キュリウム２４４が約３ｗｔ％とする。
【００１４】このような構成で装荷したＭＯＸ燃料を約
４５ＧＷｄ／ｔの燃焼度まで燃焼させることにより、核
分裂性プルトニウムの残存率を約０.８ に高めるととも
に、装荷した超ウラン元素の２０％以上を消滅できる。
従って、取出時の核分裂性プルトニウムと超ウラン元素
の重量比を装荷時よりも大きくできるので、複数回リサ
イクルに適している。
４５ＧＷｄ／ｔの燃焼度まで燃焼させることにより、核
分裂性プルトニウムの残存率を約０.８ に高めるととも
に、装荷した超ウラン元素の２０％以上を消滅できる。
従って、取出時の核分裂性プルトニウムと超ウラン元素
の重量比を装荷時よりも大きくできるので、複数回リサ
イクルに適している。
【００１５】本実施例では、燃料として超ウラン元素を
富化したＭＯＸ燃料を、炉心構造材としてジルカロイを
夫々用いているが、その他の燃料や構造材を用いた場合
にも本発明は適用できる。また、上記実施例ではＢＷＲ
について記載したが、本発明はＰＷＲにも適用でき、超
ウラン元素の富化度を２ｗｔ％以上に、冷却水と燃料の
体積比を１.５ 以下にすることにより、同様の効果が得
られる。
富化したＭＯＸ燃料を、炉心構造材としてジルカロイを
夫々用いているが、その他の燃料や構造材を用いた場合
にも本発明は適用できる。また、上記実施例ではＢＷＲ
について記載したが、本発明はＰＷＲにも適用でき、超
ウラン元素の富化度を２ｗｔ％以上に、冷却水と燃料の
体積比を１.５ 以下にすることにより、同様の効果が得
られる。
【００１６】
【発明の効果】以上説明したように、本発明によれば、
Ｔ比を１以下に低減してＴＲＵをプルトニウムと共にリ
サイクルしつつ消滅できるので、核分裂性物質の残存率
を向上しつつ、超ウラン元素の消滅率を向上することが
できる。
Ｔ比を１以下に低減してＴＲＵをプルトニウムと共にリ
サイクルしつつ消滅できるので、核分裂性物質の残存率
を向上しつつ、超ウラン元素の消滅率を向上することが
できる。
【図１】本発明を原子炉炉心に適用した実施例の一部水
平断面図。
平断面図。
【図２】本発明の原理を示すＴＲＵ消滅特性図。
【図３】本発明の原理を示すＴＲＵ／Ｐｕｆ重量比の燃
焼変化特性図。
焼変化特性図。
１…炉心、２…燃料集合体、３…燃料棒、６…制御棒、
２１…チャンネルボックス。
２１…チャンネルボックス。
Claims (2)
- 【請求項１】核分裂性物質を含む燃料物質に、ネプツニ
ウム，アメリシウム，キュリウム等のプルトニウム以外
の超ウラン元素を富化した燃料を充填した燃料棒を束ね
た燃料集合体を軽水で冷却してなる原子炉炉心におい
て、 前記燃料物質に占める前記超ウラン元素の富化度を２ｗ
ｔ％以上とすると共に、通常運転状態における平均的な
炉心の水素と燃料重金属との原子数比を３以下としたこ
とを特徴とする原子炉炉心。 - 【請求項２】核分裂性物質を含む燃料物質に、ネプツニ
ウム，アメリシウム，キュリウム等のプルトニウム以外
の超ウラン元素を富化した燃料を充填した燃料棒を束ね
た燃料集合体において、 前記燃料物質に占める前記超ウラン元素の富化度を２ｗ
ｔ％以上とすると共に、冷却材領域と前記燃料物質領域
との体積比を２以下としたことを特徴とする燃料集合
体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6038099A JPH07244182A (ja) | 1994-03-09 | 1994-03-09 | 燃料集合体及び原子炉炉心 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6038099A JPH07244182A (ja) | 1994-03-09 | 1994-03-09 | 燃料集合体及び原子炉炉心 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07244182A true JPH07244182A (ja) | 1995-09-19 |
Family
ID=12516035
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6038099A Pending JPH07244182A (ja) | 1994-03-09 | 1994-03-09 | 燃料集合体及び原子炉炉心 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07244182A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2003107183A (ja) * | 2001-07-23 | 2003-04-09 | Tokyo Electric Power Co Inc:The | 熱中性子原子炉用ｍｏｘ燃料集合体 |
| JP2005207819A (ja) * | 2004-01-21 | 2005-08-04 | Toshihisa Shirakawa | 沸騰水型原子炉 |
| 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 |
| JP2018054601A (ja) * | 2016-09-26 | 2018-04-05 | 株式会社東芝 | 軽水炉用燃料集合体、軽水炉炉心、軽水炉用燃料集合体製造方法およびｍｏｘ燃料集合体製造方法 |
| WO2018074341A1 (ja) * | 2016-10-21 | 2018-04-26 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 燃料集合体及びそれを装荷する沸騰水型原子炉の炉心 |
-
1994
- 1994-03-09 JP JP6038099A patent/JPH07244182A/ja active Pending
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2003107183A (ja) * | 2001-07-23 | 2003-04-09 | Tokyo Electric Power Co Inc:The | 熱中性子原子炉用ｍｏｘ燃料集合体 |
| JP2005207819A (ja) * | 2004-01-21 | 2005-08-04 | Toshihisa Shirakawa | 沸騰水型原子炉 |
| 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 |
| JP2018054601A (ja) * | 2016-09-26 | 2018-04-05 | 株式会社東芝 | 軽水炉用燃料集合体、軽水炉炉心、軽水炉用燃料集合体製造方法およびｍｏｘ燃料集合体製造方法 |
| WO2018074341A1 (ja) * | 2016-10-21 | 2018-04-26 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 燃料集合体及びそれを装荷する沸騰水型原子炉の炉心 |
| JP2018066690A (ja) * | 2016-10-21 | 2018-04-26 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 燃料集合体及びそれを装荷する沸騰水型原子炉の炉心 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPH07244182A (ja) | 燃料集合体及び原子炉炉心 | |
| JPH0450551B2 (ja) | ||
| JPH07294676A (ja) | 燃料集合体および原子炉の炉心 | |
| JPH05232276A (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JP2544437B2 (ja) | 制御棒 | |
| JP2006064678A (ja) | 原子炉の燃料集合体配置方法、燃料棒および燃料集合体 | |
| KR102588913B1 (ko) | 경수로 우라늄 연료 집합체 및 핵연료 사이클의 운용 방법 | |
| JPH0545482A (ja) | 燃料集合体 | |
| JP7251890B2 (ja) | Ｍｏｘ燃料集合体 | |
| RU2791731C1 (ru) | Урановая тепловыделяющая сборка легководного реактора и способ функционирования ядерного топливного цикла | |
| JP3037712B2 (ja) | 原子炉用燃料集合体の製造方法 | |
| Wigeland et al. | Repository benefits of partitioning and transmutation | |
| JP2972255B2 (ja) | 原子炉 | |
| JP2610254B2 (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| JP5410653B2 (ja) | 高速炉の炉心及び高速炉の燃料取り扱い方法 | |
| JPH03194495A (ja) | 燃料集合体および原子炉の炉心 | |
| JPS6361990A (ja) | 燃料集合体 | |
| JP4198397B2 (ja) | 原子炉炉心 | |
| JPH0827370B2 (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| JP3943624B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH04268489A (ja) | 高速増殖炉の炉心及び使用する燃料集合体、制御棒集合体並びに超ウラン元素廃棄物の消滅方法 | |
| JPH05323072A (ja) | 加圧水型原子炉用燃料集合体 | |
| JPS61147184A (ja) | 燃料集合体 | |
| Grouiller et al. | Minor Actinides Transmutation Scenario Studies in PWR with Innovative Fuels | |
| Tillett Jr et al. | Clinch River breeder reactor breeding characteristics |