JPH0827370B2

JPH0827370B2 - 沸騰水型原子炉

Info

Publication number: JPH0827370B2
Application number: JP62128013A
Authority: JP
Inventors: 慎司服部; 光一桜田
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1987-05-27
Filing date: 1987-05-27
Publication date: 1996-03-21
Anticipated expiration: 2011-03-21
Also published as: JPS63293494A

Description

【発明の詳細な説明】〔発明の目的〕（産業上の利用分野）本発明は新燃料集合体（未燃料の燃料集合体）として
プルトニウム燃料を含有する燃料集合体とウラン燃料を
含有する燃料集合体とを使用する沸騰水型原子炉に関す
る。

（従来の技術）現在稼働中の軽水炉においてはウラン燃料が用いられ
ているが、ウラン燃料は燃焼することによってプルトニ
ウムを生成する。この生成したプルトニウムには核分裂
性物質の²³⁹Puおよび²⁴¹Puが含まれているので、これを
再び原子炉燃料として再使用することが望まれている。
プルトニウムを核燃料として使用するには燃料効率から
考えて高速増殖炉が好ましいが、現在高速増殖炉の開発
が遅れており、その実用化の完成まで待てない状況であ
るので、現在稼働している軽水炉で使用することが考え
られている。

ところが軽水炉はウラン燃料を使用するように設計さ
れたものであるから、ウランとは核特性の異なるプルト
ニウムを使用するとなると種々の問題の生ずることが予
想される。

まず、使用済燃料から回収されるプルトニウムの同位
体を調べてみると、例えば下記の表に示すような組成と
なっている。

これは、²³⁵U平均濃縮度が3.0重量％のウラン燃料を
燃焼度25GWd/stで取り出し、２年間の冷却期間をおいて
再処理し、さらに１年経過した時点での組成である。表
中、²⁴¹Amは²⁴¹Puのベータ崩壊により生成されたもので
ある。

これらのプルトニウム同位体の中で、熱中性子により
核分裂を起す核分裂性物質は²³⁵Puおよび²⁴¹Puである。
ところがこれらは²³⁵Uよりも中性子吸収断面積が大き
い。第８図はウラン燃料およびプルトニウム燃料に含ま
れる同位体の中性子吸収断面積を示したグラフである
が、上記したプルトニウムの特性が明らかに示されてい
る。このためプルトニウム燃料ではウラン燃料の場合よ
りも中性子スペクトルが硬化することが予想される。ま
た、²⁴⁰Puおよび²⁴²Puは熱中性子による核分裂を起さな
いことに加えて、第８付から明らかなように非常に大き
な共鳴吸収のピークを有している。このためこれらの同
位体を含むプルトニウム燃料では、ウラン燃料の場合よ
りもさらに多くの核分裂性物質を装荷しなければならな
いことになる。この事実により、プルトニウム燃料の中
性子スペクトルはさらに硬化することになる。

プルトニウム燃料における上記のような中性子スペク
トルの硬化は、プルトニウム燃料を沸騰水型原子炉へ使
用した場合に次のような問題を引き起こす。そのひとつ
は、原子炉炉心に挿脱され、燃料集合体間に位置し、原
子炉の余剰反応度や出力分布を制御したり、原子炉を停
止させたりする機能を有する制御望の価値が低下するこ
とである。また原子炉を運転状態から冷温停止状態にし
たときの反応度上昇（以下、冷温時・運転時反応度差と
いう）が大きくなることである。上記２つの作用によっ
て、プルトニウム燃料を沸騰水型原子炉へ使用した場合
には、原子炉の安全性上、最も重要な項目のひとつであ
る炉停止余裕が著しく低下する。

沸騰水型原子炉におけるプルトニウム利用の実際につ
いて説明する。通常、沸騰水型原子炉ではひとつの燃料
集合体は３〜４サイクルのあいだ炉心に滞在する。換言
すれば、炉心はウラン１年目燃料、ウラン・プルトニウ
ム混合型（以下、混合型）１年目燃料、ウラン２年目燃
料、混合型２年目燃料、ウラン３年目燃料、混合型３年
目燃料、ウラン４年目燃料、混合型４年目燃料で構成さ
れる。

前期のように混合型燃料はウラン燃料と一緒に用いられ
ることが一般的であるため、混合型燃料はウラン燃料と
の互換性と両立性が重要である。また、ウラン燃料と混
合型燃料の共用ではなく、混合型燃料のみの使用も考え
られるが、この場合にも、ウラン燃料から混合型燃料へ
移行していく段階で両者の混在状態が存在すること、あ
るいは再処理事情によるプルトニウム供給の不確定さ、
プルトニウム組成の不確かさ、運転計画変更への対応
等、ウラン燃料との係りは深く、互換性、両立性につい
ての配慮が必要となる。

次に、従来考えられているウラン燃料と混合型燃料に
ついて第９図，第10図及び第11図を参照して説明する。
第９図はウラン燃料及び混合型燃料の燃料集合体で、燃
料集合体１は細長い円筒状燃料棒２が多数本結束された
結束体により構成されている。この結束体はスペーサ５
によって燃料棒２間が等間隔に保持されており、また結
束体内には燃料棒２のほかにウォータロッド６が組み込
まれている。この結束体の外周はチャンネルボックス７
で包囲され、このチャンネルボックス７は上部が上部タ
イプレート３に、下部が下部タイプレート４に接合され
ている。

燃料棒２は被覆管内に図示しない円柱状の燃料ペレッ
トが多数装填されたものであり、この被覆管の上下両端
は上部端栓８及び下部端栓９で密閉されている。ウラン
燃料の燃料ペレットはウランのみであるのに対して、混
合型燃料の燃料ペレットはウランあるいはウランとプル
トニウムの混合燃料である。上部端栓８は上部タイプレ
ート３中の支持空所に挿入することができる延長部を備
えており、また下部端栓９は下部タイプレート４中の支
持空所に嵌合する嵌合部を備えている。

前記ウォータロッド６は下部に冷却水入口孔10が設け
られ、上部には冷却水出口孔11が設けられている。そし
て、このウォータロッド６内を冷却水が下方から上方へ
流れる構成となっている。

第10図はウラン燃料について第９図の断面Ｉ−Ｉを示
したもので、燃料棒２とウォータロッド６が８行８列の
格子状に規則正しく並べられる。図中、記号Ｕは濃縮ウ
ランペレットを被覆管内に封入した燃料棒（以下、ウラ
ン燃料棒）、Ｇは濃縮ウランにガドリニアを添加したペ
レットを被覆管内に封入した燃料棒（以下、ガドリニア
添加燃料棒）、Ｗはウォータロッドを表わしている。

第11図は混合型燃料について第９図の断面Ｉ−Ｉを示
したもので、燃料棒２とウォータロッド６が８行８列の
格子状に規則正しく並べられる。図中、記号Ｕはウラン
燃料棒、Ｐはウラン・プルトニウムの混合型ペレットを
被覆管内に封入した燃料棒（以下、混合型燃料棒）、Ｇ
は濃縮ウラン又はウラン・プルトニウムにガドリニアを
添加したペレットは被覆管内に封入したガドリニア添加
燃料棒、Ｗはウォータロッドを表わしている。

上述の如く、従来ではウランとプルトニウムの核特性
が異なるにも拘らず、ウラン燃料と混合型燃料の構造を
同一にしているため、混合型燃料ではウラン燃料に対し
て、制御棒価値の低下、冷温時・運転時反応度差の増加
に伴う炉停止余裕の低下をまねき、ウラン燃料の特性と
混合型燃料の特性の均衡のとれた炉心を作ることが困難
であった。

（発明が解決しようとする問題点）本発明は上記情況に鑑みてなされたもので、ウラン燃
料と混合型燃料を使用する沸騰水型原子炉において、混
合型燃料の特性をウラン燃料と同等の良好な特性にする
ことによって安全且つ安定な原子炉を提供することを目
的とするものである。

〔発明の構成〕

（問題点を解決するための手段）本発明は、プルトニウム燃料とウラン燃料との混合燃
料を封入した混合型燃料棒を規則的に配置した混合型燃
料集合体、あるいは混合型燃料棒と、ウラン燃料のみを
封入したウラン燃料棒を規則的に配置した混合型燃料集
合体と、ウラン燃料棒の規則的に配置したウラン燃料集
合体を装荷する沸騰水型原子炉において、混合型燃料集
合体の部分長燃料棒の数を、ウラン燃料集合体の部分長
燃料棒の数よりも多くしたことを特徴とする沸騰水型原
子炉にある。

（作用）本発明の沸騰水型原子炉によると、混合型燃料集合体
の部分長燃料棒の数を、ウラン燃料集合体の部分長燃料
棒の数よりも多くしていることにより、水対燃料比が大
きくなるため、混合型燃料集合体の中性子スペクトルは
ウラン燃料集合体と同等になり、制御棒価値及び冷温
時、運転時反応度差も同等となる。その結果、混合型燃
料集合体の炉停止余裕はウラン燃料集合体と同等の良好
な特性となり、均衡のとれた炉心となる。

（実施例）本発明の実施例を図面を参照して説明する。

第１図は本発明の沸騰水型原子炉の一実施例の燃料集
合体炉心内配置図である。炉心はウラン１年目燃料集合
体21、混合型１年目燃料集合体21K、ウラン２年目燃料
集合体22、混合型２年目燃料集合体22K、ウラン３年目
燃料集合体23、混合型３年目燃料集合体23K、ウラン４
年目燃料集合体24、混合型４年目燃料集合体24Kで構成
される。

は燃料集合体は装荷しない場所である。

第２図は本発明の原子炉に装荷されるウラン燃料集合
体であり、第３図は該燃料集合体の燃料棒配置図であ
る。なお、ここではウラン燃料集合体として部分長燃料
棒が０本の場合を示すが、ウラン燃料集合体に部分長燃
料棒を複数本含んでいても同様の効果が得られる。

第４図は本発明の原子炉に装荷される混合型燃料集合
体で、燃料集合体1Aは細長い円筒状燃料棒2Aが多数本結
束された結束体により構成されている。この結束体はス
ペーサ5Aによって燃料棒2A間が等間隔に保持されてお
り、また結束体内には燃料棒2Aのほかにウォータロッド
６が組み込まれている。62本の燃料棒2Aのうち、４隅の
燃料棒は部分長燃料棒2Bである。部分長燃料棒2Bの長さ
は全長燃料棒２の約2/3の長さであり、上端は上部端栓8
A、下端は下部端栓9Aにより密封されている。部分長燃
料棒2Bの上面と上部タイプレート3Aの下面との間には冷
却水が流れる。上記結束体の外周はチャンネルボックス
７で包囲され、このチャンネルボックス７は上部が上部
タイプレート3Aに、下部が下部タイプレート4Aに接合さ
れている。なお、ここでは四隅のウラン燃料棒が短尺の
場合について示したが、プルトニウムを混合した燃料棒
が短尺である場合も同様の効果が期待できる。

第５図は本発明の原子炉に装荷される混合型燃料集合
体の燃料配置図で、燃料集合体1Aの水平方向の断面II−
IIを示したものであり、燃料棒2Aとウォータロッド６が
８行８列の格子状に規則正しく並べられる。また、４隅
には部分長燃料棒2Bが配置される。図中、記号Ｕはウラ
ン燃料棒、Ｐは混合型燃料棒、Ｇはガドリニア添加燃料
棒、Ｗはウォータロッドである。

上記の如く、本発明では混合型燃料集合体に部分長燃
料棒2Bを使用しており、燃料集合体の上部の４隅には燃
料棒はなく、水が存在するため、上部の水対燃料比は大
きくなっている。その結果、混合型燃料集合体の上部の
中性子スペクトルはウラン燃料集合体とほぼ等しくな
り、制御棒価値及び冷温時と運転時の反応度差もウラン
燃料集合体と同等となる。

この冷温時の軸方向出力分布を第６図に示す。

従来技術では曲線16のように出力は著しく上部側に歪
んでいるが、本発明では上部の水対燃料比を小さくして
いることにより、曲線16Aの如く上部側の出力はウラン
燃料と同程度に緩和される。このように、本発明では混
合型燃料集合体上部の制御棒価値及び冷温時・運転時反
応度差並びに軸方向出力分布をウラン燃料集合体と同等
にしているため、炉停止余裕もウラン燃料集合体と同等
になる。

第７図は本発明と従来技術との炉停止余裕の特性比較
を示した図であるが、従来技術では曲線14の如く炉停止
余裕を確保することが困難であったが、本発明では曲線
15の如く炉停止余裕の確保が可能となる。なお、部分長
燃料棒の効果は四隅に配置した場合に限らない。

〔発明の効果〕

以上説明したように、本発明の沸騰水型原子炉は、ウ
ラン燃料集合体と混合型燃料集合体を共用しても、良好
な特性を有し、安全且つ安定した運転が可能となる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の実施例を説明する燃料集合体の炉心内
配置図、第２図及び第３図はそれぞれ本発明に使用され
るウラン燃料集合体の縦断面図及び燃料棒配置図、第４
図及び第５図は本発明に使用される混合型燃料集合体の
縦断面図及び燃料棒配置図、第６図は本発明の冷温時の
軸方向出力分布を表わす図、第７図は本発明の炉停止余
裕を示す図、第８図はウラン及びプルトニウム同位体の
中性子吸収断面積を表わす物理的特性図、第９図は従来
の燃料集合体の縦断面図、第10図は従来の原子炉に使用
されるウラン燃料集合体の燃料棒配置図、第11図は従来
の原子炉に使用される混合型燃料集合体の燃料棒配置図
である。 2A……燃料棒、６……ウォータロッドＵ……ウラン燃料棒、Ｇ……ガドリニア添加燃料棒Ｐ……混合型燃料棒、2B……部分長燃料棒 12……制御棒

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】プルトニウム燃料とウラン燃料とからなる
混合型燃料集合体と、ウラン燃料からなるウラン燃料集
合体とを装荷してなる沸騰水型原子炉において、混合型
燃料集合体の部分長燃料棒の数をウラン燃料集合体の部
分長燃料棒の数よりも多くしたことを特徴とする沸騰水
型原子炉。
【請求項２】混合型燃料集合体はプルトニウム燃料とウ
ラン燃料とを混合した燃料を封入した混合型燃料棒から
なることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の沸騰
水型原子炉。
【請求項３】混合型燃料集合体はプルトニウム燃料とウ
ラン燃料とを混合した燃料を封入した混合型燃料棒と、
ウラン燃料を封入したウラン燃料棒とからなることを特
徴とする特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型原子炉。
【請求項４】ウラン燃料集合体はすべて長尺の燃料棒で
あることを特徴とする特許請求の範囲第２項又は第３項
に記載の沸騰水型原子炉。