JPH0854484A - Fuel assembly of nuclear reactor - Google Patents
Fuel assembly of nuclear reactorInfo
- Publication number
- JPH0854484A JPH0854484A JP6188134A JP18813494A JPH0854484A JP H0854484 A JPH0854484 A JP H0854484A JP 6188134 A JP6188134 A JP 6188134A JP 18813494 A JP18813494 A JP 18813494A JP H0854484 A JPH0854484 A JP H0854484A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- nuclear
- fuel assembly
- neutron poison
- combustible
- 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.)
- Withdrawn
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
Description
【０００１】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉炉心に装荷する
プルトニウム（Ｐｕ）を含む燃料集合体に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a fuel assembly containing plutonium (Pu) to be loaded in a reactor core.
【０００２】[0002]
【従来の技術】エネルギー資源を有効に利用することは
資源に乏しい日本にとって非常に重要なことであるが、
これは原子力エネルギーについてもあてはまることであ
る。この観点から、現在稼動中の軽水炉において燃料の
燃焼とともに生成されるＰｕを使用済燃料より取り出
し、再びこれを燃料として使用することが非常に望まれ
ている。2. Description of the Related Art Effective use of energy resources is very important for Japan, which lacks resources.
This also applies to nuclear energy. From this point of view, it is highly desirable to take Pu generated from the spent fuel in the currently operating light water reactor from the spent fuel and use it again as the fuel.
【０００３】このようなＰｕを燃料として装荷すべき原
子炉の形態としては、高速増殖炉が最も好ましい。しか
しながら、高速増殖炉の開発が遅れている現時点におい
ては、Ｐｕを現在稼動中の軽水炉用燃料として適用する
プルサーマル方式がより現実的である。ただし、ウラン
燃料を使用するよう設計された現在稼働中の軽水炉にプ
ルトニウム燃料を使用する場合には、ウラン（Ｕ）とＰ
ｕは核特性に違いがあるため、注意が必要である。The fast breeder reactor is the most preferable form of the nuclear reactor to be loaded with Pu as a fuel. However, at the present time when the development of fast breeder reactors is delayed, the pull thermal system in which Pu is applied as the fuel for the light water reactor currently in operation is more realistic. However, if plutonium fuel is used in a light water reactor currently in operation that is designed to use uranium fuel, uranium (U) and P
Since u has different nuclear characteristics, caution is required.
【０００４】原子炉、特に沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に
使用される燃料集合体は、図１に示すように、燃料ペレ
ット１を装荷した複数の燃料棒２を正方配列に集束した
ものであり、燃料棒２は軸方向に複数個配置しているス
ペーサ３によって束ねられ、上下端部は上部タイプレー
ト４および下部タイプレート５によりそれぞれ固定され
ている。さらに、外周はチャンネル６によって覆われて
いる。燃料ペレット１を形成する核燃料物質には二酸化
ウラン（ＵＯ2 ）が用いられている。このような燃料集
合体の燃焼度を上げるためには、核分裂性物質であるＵ
-235の割合を多くした濃縮度の高い燃料を装荷する必要
があるが、その結果運転初期では出力過剰となるので、
これを制御するために可燃性中性子毒を用いている。As shown in FIG. 1, a fuel assembly used in a nuclear reactor, in particular, a boiling water nuclear reactor (BWR) is a fuel assembly in which a plurality of fuel rods 2 loaded with fuel pellets 1 are focused in a square array. The fuel rods 2 are bundled by a plurality of spacers 3 arranged in the axial direction, and the upper and lower ends are fixed by an upper tie plate 4 and a lower tie plate 5, respectively. Furthermore, the outer circumference is covered by the channel 6. Uranium dioxide (UO 2 ) is used as the nuclear fuel material forming the fuel pellets 1. In order to increase the burnup of such a fuel assembly, U which is a fissile material is used.
-It is necessary to load highly enriched fuel with a large proportion of -235, but as a result, the output will be excessive at the beginning of operation, so
Combustible neutron poison is used to control this.
【０００５】可燃性中性子毒とは、ガドリニウム（Ｇ
ｄ）のように中性子を吸収する性質が強く、しかも中性
子を吸収すると中性子を吸収する性質の弱い物質に変化
するものである。このため、可燃性中性子毒は核分裂性
物質が過剰にある運転初期には中性子を吸収して核分裂
性物質と中性子の核反応を抑制し、核分裂性物質の消費
にともなって可燃性中性子毒も消費されてその中性子吸
収能力は低下する。Combustible neutron poison is gadolinium (G
As in d), it has a strong property of absorbing neutrons, and when it absorbs neutrons, it changes into a substance having a weak property of absorbing neutrons. For this reason, flammable neutron poisons have excess fissile materials.In the early stage of operation, neutrons are absorbed and the nuclear reaction between fissile materials and neutrons is suppressed. As a result, its neutron absorption capacity decreases.
【０００６】燃料集合体には核燃料物質のみからなる燃
料ペレットを装荷した燃料棒の他に、核燃料物質のみな
らず可燃性中性子毒も含んだ燃料ペレットを装荷した燃
料棒が数本ないし十数本入っており、このようにして初
期余剰反応度の抑制が行われている。In the fuel assembly, in addition to the fuel rods loaded with the fuel pellets composed of only the nuclear fuel material, there are several to a dozen or more fuel rods loaded with the fuel pellets containing not only the nuclear fuel material but also the burnable neutron poison. The initial surplus reactivity is suppressed in this way.
【０００７】図２にウラン燃料およびプルトニウム燃料
に含まれる主な同位体の中性子吸収断面積（中性子吸収
の度合い）を示す。この図には可燃性中性子毒として現
在広く用いられているＧｄの中性子吸収断面積も合わせ
て示してある。Ｐｕ同位体の中で熱中性子により核分裂
を引き起こすものはＰｕ-239およびＰｕ-241であるが、
これらはＵ-235よりも熱中性子吸収断面積が大きいこと
がわかる。このため、プルトニウム燃料ではウラン燃料
よりも中性子スペクトルが硬化する（エネルギーの高い
中性子の割合が多くなる）ことが予想される。また、Ｐ
ｕ-238、Ｐｕ-240およびＰｕ-242は熱中性子による核分
裂は起こさないうえに、図２からもわかるように、非常
に大きな共鳴吸収ピークを有している。このため、これ
らの同位体からなるＰｕを含む燃料では、Ｕのみを含ん
だ燃料よりもさらに多くの核分裂性物質を装荷しなけれ
ばならず、中性子スペクトルはさらに硬化することにな
る。FIG. 2 shows neutron absorption cross sections (degrees of neutron absorption) of main isotopes contained in uranium fuel and plutonium fuel. This figure also shows the neutron absorption cross section of Gd, which is widely used as a flammable neutron poison at present. Among the Pu isotopes, the ones that cause fission by thermal neutrons are Pu-239 and Pu-241.
It can be seen that these have larger thermal neutron absorption cross sections than U-235. Therefore, it is expected that the plutonium fuel will have a harder neutron spectrum than uranium fuel (the proportion of neutrons with high energy will increase). Also, P
u-238, Pu-240, and Pu-242 do not undergo nuclear fission due to thermal neutrons, and as shown in FIG. 2, have very large resonance absorption peaks. Therefore, the fuel containing Pu containing these isotopes must be loaded with more fissile material than the fuel containing only U, and the neutron spectrum is further hardened.
【０００８】このようなＰｕを含む燃料における中性子
スペクトルの硬化は、ウラン燃料を使用するように設計
されている現在稼働中の軽水炉へＰｕを装荷した場合
に、いくつかの問題を引き起こす。The hardening of the neutron spectrum in such Pu-containing fuels causes some problems when Pu is loaded into currently operating light water reactors designed to use uranium fuels.
【０００９】たとえば、燃料集合体を構成する燃料棒の
うち特定の数本ないし十数本には可燃性中性子毒が含有
されており、その物質には現在Ｇｄが広く用いられてい
る。Ｇｄは、図２に示したように、低エネルギーの中性
子に対しては大きな吸収断面積を持っているが、エネル
ギーの大きな中性子になるほど吸収断面積は極端に小さ
くなるために、Ｐｕを装荷して中性子スペクトルが硬く
なると、Ｇｄに吸収されない中性子の割合が増加する。
したがって、Ｇｄを含む燃料棒の本数およびその濃度が
等しい場合、図３に示すように、ＰｕＯ2 とＵＯ2 から
なる混合酸化物燃料（図中点線）では、ＵＯ2 燃料（図
中実線）に比べてＧｄによる初期余剰反応度抑制効果が
減少する。For example, a certain number to a dozen or more of the fuel rods constituting the fuel assembly contain a combustible neutron poison, and Gd is currently widely used as the substance. As shown in FIG. 2, Gd has a large absorption cross section for low-energy neutrons, but the absorption cross section becomes extremely smaller for neutrons with higher energies. As the neutron spectrum becomes harder, the proportion of neutrons not absorbed by Gd increases.
Therefore, when the number of fuel rods containing Gd and the concentration thereof are equal, as shown in FIG. 3, the mixed oxide fuel composed of PuO 2 and UO 2 (dotted line in the figure) becomes UO 2 fuel (solid line in the figure). In comparison, the effect of suppressing the initial excess reactivity by Gd is reduced.
【００１０】また、同じく図３に示すように、Ｐｕを含
む混合酸化物の場合、Ｇｄ濃度を増すとますますスペク
トルが硬くなるために、それ以上Ｇｄを添加しても反応
度抑制効果が得られない飽和状態にＵＯ2 燃料よりも早
く達してしまう。これを補うためには、Ｇｄを含む燃料
棒の本数を増やすこと、あるいはＧｄの濃度を増やすこ
とにより対処することができるが、これらは燃料集合体
におけるＰｕ装荷量の減少をもたらす。プルサーマル計
画の目的の一つにはＰｕを消費することもあるために、
このような燃料集合体内のＰｕ装荷量の減少は好ましい
ことではない。Also, as shown in FIG. 3, in the case of a mixed oxide containing Pu, the spectrum becomes harder as the Gd concentration increases, and therefore the reactivity suppressing effect can be obtained even if Gd is further added. It reaches unsaturation faster than UO 2 fuel. To compensate for this, the number of fuel rods containing Gd can be increased, or the concentration of Gd can be increased, but these bring about a decrease in Pu loading in the fuel assembly. One of the purposes of the pluthermal project is to consume Pu, so
Such reduction of the Pu loading amount in the fuel assembly is not preferable.
【００１１】また、近年プルサーマル燃料の採用に加え
て、軽水炉の稼動率を上げるために、燃料の高燃焼度化
への強い要求がある。高燃焼度を実現するためには燃料
に含まれる核分裂性物質の割合を高める必要があり、燃
料の初期反応度が今後ますます高まるのは必然である。In addition to the adoption of the plu-thermal fuel in recent years, there is a strong demand for higher burnup of the fuel in order to increase the operating rate of the light water reactor. In order to achieve high burnup, it is necessary to increase the proportion of fissile material contained in the fuel, and it is inevitable that the initial reactivity of the fuel will further increase in the future.
【００１２】したがって、Ｐｕを含有する燃料を軽水炉
に適用するにあたって、その初期余剰反応度を効果的に
抑制する可燃性中性子毒が切に望まれている。Therefore, when applying a fuel containing Pu to a light water reactor, a combustible neutron poison that effectively suppresses the initial excess reactivity thereof is strongly desired.
【００１３】[0013]
【発明が解決しようとする課題】上述したように、従来
のウラン燃料からなる燃料集合体においては、その初期
余剰反応度の抑制を行うために一般にＧｄからなる可燃
性中性子毒が用いられているが、Ｐｕを含有する燃料集
合体の場合には、Ｇｄではその初期余剰反応度を効果的
に抑制することができないという問題があった。As described above, in a conventional fuel assembly made of uranium fuel, a combustible neutron poison made of Gd is generally used to suppress the initial excess reactivity. However, in the case of a fuel assembly containing Pu, there is a problem that Gd cannot effectively suppress the initial excess reactivity.
【００１４】本発明は、かかる事情に対処してなされた
もので、Ｐｕを含有していても可燃性中性子毒により効
果的に初期余剰反応度を抑制することができる原子炉の
燃料集合体を提供することを目的とする。The present invention has been made in view of the above circumstances, and provides a fuel assembly for a nuclear reactor capable of effectively suppressing the initial excess reactivity by the combustible neutron poison even if it contains Pu. The purpose is to provide.
【００１５】[0015]
【課題を解決するための手段】すなわち、本発明は、核
燃料物質を含有する燃料棒を多数束ねて形成される燃料
集合体において、核燃料物質としてプルトニウムを含有
する燃料棒と、プルトニウムの核分裂共鳴ピークと重な
るような共鳴吸収ピークを持つ可燃性中性子毒を核燃料
物質とともに含有する燃料棒を有することを特徴とす
る。That is, the present invention is directed to a fuel assembly formed by bundling a plurality of fuel rods containing a nuclear fuel material, the fuel rod containing plutonium as a nuclear fuel material, and the fission resonance peak of plutonium. And a fuel rod containing a flammable neutron poison having a resonance absorption peak that overlaps with a nuclear fuel material.
【００１６】プルトニウムの核分裂共鳴ピークと重なる
ような共鳴吸収ピークを持つ可燃性中性子毒としては、
核分裂性ＰｕであるＰｕ-239、Ｐｕ-241の核分裂共鳴ピ
ークが0.3eV 付近にあるため、0.4eV 近傍に大きな共鳴
吸収ピークを有するＥｕ（ユーロピウム）、0.1eV 近傍
に共鳴吸収ピークを有するＳｍ（サマリウム）、および
0.2eV 近傍に共鳴吸収ピークを有するＣｄ（カドミウ
ム）が挙げられる。As a flammable neutron poison having a resonance absorption peak which overlaps with the fission resonance peak of plutonium,
Since the fission resonance peaks of Pu-239 and Pu-241 which are fissionable Pu are around 0.3eV, Eu (Europium) having a large resonance absorption peak near 0.4eV and Sm (Resonance absorption peak near 0.1eV) Samarium), and
Cd (cadmium) having a resonance absorption peak near 0.2 eV can be mentioned.
【００１７】これらのＥｕ、Ｓｍ、Ｃｄは、可燃性中性
子毒物として単独であるいは混合して用いることができ
る。特に、Ｅｕ、Ｓｍは希土類であり、それぞれＥｕ2
Ｏ3、Ｓｍ2 Ｏ3 の酸化物の化学形態で安定であり、同
じく酸化物の形態であるＵＯ2 やＰｕＯ2 のような核燃
料物質との共存性が非常によいという特徴を持つため、
酸化物で使用される。また、希土類どうしはそれぞれ物
理的および化学的性質が非常に似ているため、共存性も
非常によい。よって、例えば、Ｅｕ2 Ｏ3 −Ｓｍ2 Ｏ3
のような混合酸化物を可燃性中性子毒として用いること
もできる。These Eu, Sm and Cd can be used alone or as a mixture as a combustible neutron poison. In particular, Eu and Sm are rare earths, and Eu 2
O 3 and Sm 2 O 3 are stable in the chemical form of the oxide, and have a very good compatibility with nuclear fuel materials such as UO 2 and PuO 2 which are also in the oxide form.
Used in oxides. In addition, the rare earths have very similar physical and chemical properties, and therefore, the coexistence is also very good. Therefore, for example, Eu 2 O 3 —Sm 2 O 3
It is also possible to use mixed oxides such as those mentioned above as a combustible neutron poison.
【００１８】可燃性中性子毒を燃料棒に添加するにあた
って、可燃性中性子毒を核燃料物質と均一に混合しても
よいが、好しくは核燃料物質の外周に可燃性中性子毒を
配置する。When adding the combustible neutron poison to the fuel rod, the combustible neutron poison may be uniformly mixed with the nuclear fuel material, but preferably, the combustible neutron poison is arranged around the nuclear fuel material.
【００１９】[0019]
【作用】中性子のエネルギーに対するＵ-235、Ｐｕ-23
9、Ｐｕ-241の核分裂断面積（核分裂の度合い）および
Ｇｄ、Ｅｕ（ユーロピウム）の中性子吸収断面積（中性
子吸収の度合い）を次表に示す。なお、Ｇｄ、Ｅｕ、Ｓ
ｍ（サマリウム）、Ｃｄ（カドミウム）の中性子吸収断
面積は図２からも読み取ることができる。[Function] U-235, Pu-23 for neutron energy
9. Fission cross section of Pu-241 (degree of fission) and neutron absorption cross section of Gd, Eu (europium) (degree of neutron absorption) are shown in the following table. Note that Gd, Eu, S
The neutron absorption cross sections of m (samarium) and Cd (cadmium) can also be read from FIG.
【００２０】[0020]
【表１】 この表からも明らかなように、核分裂性ＰｕであるＰｕ
-239、Ｐｕ-241は0.3eV 付近に核分裂共鳴ピークを有し
ているために、スピードの速い中性子（0.2 〜0.5eV）
によって核分裂しやすく、一方Ｕ-235はスピードの遅い
中性子（0.05eV）によって核分裂しやすい。また、Ｇｄ
はスピードの遅い中性子（0.05eV）を非常によく吸収す
るものの、スピードの速い中性子（0.2 〜 0.5eV）に対
しては吸収効果は小さくなる。[Table 1] As is clear from this table, Pu which is a fissile Pu
-239 and Pu-241 have fission resonance peaks around 0.3eV, so fast neutrons (0.2 to 0.5eV)
, While U-235 is prone to fission by slow neutrons (0.05eV). Also, Gd
Absorbs slow neutrons (0.05eV) very well, but has a small absorption effect for fast neutrons (0.2 to 0.5eV).
【００２１】軽水炉では、減速材である水との衝突によ
ってスピードの落ちた熱中性子は平均して約0.05eVのエ
ネルギーを持っており、Ｇｄはこれらの中性子を非常に
よく吸収するので、Ｕ-235の核分裂は著しく低下し反応
が抑制される。一方、それよりもスピードの速い中性子
（0.2 〜 0.5eV）は、Ｇｄに吸収されるよりもＰｕ-23
9、Ｐｕ-241の核分裂に寄与する度合いの方が大きいた
め、Ｐｕの装荷量が多くなるほどＧｄによる初期余剰反
応度抑制効果は小さくなる。In the light water reactor, the thermal neutrons, which have slowed down due to collision with moderator water, have an average energy of about 0.05 eV, and Gd absorbs these neutrons very well. The fission of 235 is significantly reduced and the reaction is suppressed. On the other hand, neutrons (0.2 to 0.5 eV), which have a higher speed than that, can be absorbed by Pu-23 rather than absorbed by Gd.
9. Since the degree of contribution of Pu-241 to fission is greater, the effect of suppressing the initial excess reactivity by Gd becomes smaller as the loading amount of Pu increases.
【００２２】したがって、このとき、核分裂性Ｐｕであ
るＰｕ-239、Ｐｕ-241の0.3eV 付近にある核分裂共鳴ピ
ークと重なるような共鳴吸収ピークを持つ物質が存在す
れば、核分裂に寄与するスピードの速い中性子（0.2 〜
0.5eV）を効率よく吸収することができる。すなわち、
核分裂性Ｐｕの核分裂共鳴ピークと重なるような共鳴吸
収ピークを持つ物質を可燃性中性子毒物に用いれば、Ｐ
ｕを含有する燃料集合体においても初期余剰反応度を効
果的に抑制することができる。Therefore, at this time, if there is a substance having a resonance absorption peak that overlaps with the fission resonance peak near 0.3 eV of Pu-239 and Pu-241 which are fissile Pu, the speed of contributing to fission Fast neutron (0.2 ~
0.5eV) can be efficiently absorbed. That is,
If a substance having a resonance absorption peak that overlaps with the fission resonance peak of fissionable Pu is used as a combustible neutron poison, P
Even in the fuel assembly containing u, the initial excess reactivity can be effectively suppressed.
【００２３】核分裂性Ｐｕの核分裂共鳴ピークと重なる
ような共鳴吸収ピークを持つ物質としては、図２に示す
ように、0.4eV 付近に大きな共鳴吸収ピークを有するＥ
ｕのほかにも、0.1eV 付近に共鳴吸収ピークを有するＳ
ｍ、0.2eV 付近に共鳴吸収ピークを有するＣｄが該当す
る。As a substance having a resonance absorption peak which overlaps with the fission resonance peak of fissile Pu, as shown in FIG. 2, E having a large resonance absorption peak near 0.4 eV
In addition to u, S having a resonance absorption peak near 0.1 eV
Cd having a resonance absorption peak near m and 0.2 eV is applicable.
【００２４】燃料棒に可燃性中性子毒を混入させる場
合、可燃性中性子毒を核燃料物質からなる燃料ペレット
内に均一に混合してもよいが、可燃性中性子毒を燃料ペ
レットの周りにコーティングしたり、被覆管に混入した
りして核燃料物質の外周に配置するほうがより効果的で
ある。それは、燃料ペレットの外周部にある可燃性中性
子毒が燃料棒周りの熱中性子をまず吸収するため、熱中
性子が核燃料物質まで到達する可能性が少なくなり、核
燃料物質は熱中性子から遮蔽された状態となってより高
い反応度抑制効果が得られるからである。When combustible neutron poison is mixed in the fuel rod, the combustible neutron poison may be uniformly mixed in the fuel pellet made of nuclear fuel material, but the combustible neutron poison may be coated around the fuel pellet. , It is more effective to mix them in the cladding tube and arrange them on the outer periphery of the nuclear fuel material. It is because the flammable neutron poison on the outer periphery of the fuel pellet first absorbs the thermal neutrons around the fuel rod, so that the possibility that the thermal neutrons reach the nuclear fuel material is reduced, and the nuclear fuel material is shielded from the thermal neutrons. This is because a higher effect of suppressing reactivity can be obtained.
【００２５】[0025]
【実施例】以下、本発明の実施例を図面を参照しながら
説明する。Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.
【００２６】図１に示すようなＢＷＲに使用される燃料
集合体において、複数本の燃料棒２にＰｕを含む燃料ペ
レット１が装荷される。Ｐｕを含む燃料ペレット１は、
ＰｕＯ2 、またはＵＯ2 とＰｕＯ2 との混合物であるＵ
Ｏ2 −ＰｕＯ2 の化学形態を有する核燃料物質により形
成される。このようにして、燃料集合体平均でのＵＯ2
とＰｕＯ2 との重量割合が、例えばＵＯ2 ：ＰｕＯ2 ＝
９６：４程度となるようにＰｕが装荷される。In a fuel assembly used in a BWR as shown in FIG. 1, a plurality of fuel rods 2 are loaded with fuel pellets 1 containing Pu. The fuel pellet 1 containing Pu is
PuO 2 or U which is a mixture of UO 2 and PuO 2.
It is formed by a nuclear fuel material having a chemical form of O 2 -PuO 2. In this way, the average fuel assembly UO 2
And PuO 2 have a weight ratio of, for example, UO 2 : PuO 2 =
Pu is loaded so as to be about 96: 4.
【００２７】さらに、上記Ｐｕを含む燃料集合体におい
ては、核分裂性Ｐｕの核分裂共鳴ピークと重なるような
共鳴吸収ピークを持つ可燃性中性子毒を含んだ燃料棒２
が数本ないし十数本配置される。このような可燃性中性
子毒としてはＥｕ、Ｓｍ、またはＣｄが好適であり、こ
れらは単独でまたは混合して用いられる。Further, in the fuel assembly containing Pu, the fuel rod 2 containing the combustible neutron poison having a resonance absorption peak overlapping the fission resonance peak of the fissionable Pu.
There are several to a dozen or so. Eu, Sm, or Cd is suitable as such a combustible neutron poison, and these are used alone or in combination.
【００２８】さらには、このような核分裂性Ｐｕの核分
裂共鳴ピークと重なるような共鳴吸収ピークを持つ物質
と従来のＧｄとの混合物を可燃性中性子毒として用いる
こともできる。この場合には、それぞれの長所を兼ね備
えた効果的な可燃性中性子毒として作用する。またこの
場合には、Ｇｄも希土類であるため、酸化物の形態で安
定であり、かつ他の希土類酸化物との共存性も非常によ
いため、例えばＧｄ2Ｏ3 −Ｅｕ2 Ｏ3 、Ｇｄ2 Ｏ3 −
Ｓｍ2 Ｏ3 等の混合酸化物を可燃性中性子毒物に用いて
もよい。Furthermore, a mixture of such a substance having a resonance absorption peak that overlaps the fission resonance peak of fissionable Pu and conventional Gd can be used as a combustible neutron poison. In this case, it acts as an effective combustible neutron poison having all the advantages. Further, in this case, since Gd is also a rare earth, it is stable in the form of an oxide and has a very good compatibility with other rare earth oxides. For example, Gd 2 O 3 —Eu 2 O 3 , Gd 2 O 3 −
A mixed oxide such as Sm 2 O 3 may be used as the combustible neutron poison.
【００２９】上記可燃性中性子毒は、核燃料物質に均一
に混合してもよいが、燃料ペレットの周りにコーティン
グしたり、燃料棒被覆管に混入したりすることにより、
核燃料物質の外周に配置してもよい。The combustible neutron poison may be uniformly mixed with the nuclear fuel material, but by coating it around the fuel pellets or mixing it in the fuel rod cladding tube,
You may arrange | position on the outer periphery of nuclear fuel material.
【００３０】図４（ａ）は、核燃料物質１１に上記可燃
性中性子毒１２を均一に混合した燃料ペレット１ａを、
また図５（ａ）は、核燃料物質１１の外周に可燃性中性
子毒１２を配置した燃料ペレット１ｂを示すもので、各
図（ｂ）はそれぞれの燃料ペレット１ａ、１ｂを炉心に
装荷した場合の熱中性子束の径方向分布Ｐa 、Ｐb を示
す。FIG. 4 (a) shows a fuel pellet 1a in which the above-mentioned combustible neutron poison 12 is uniformly mixed with the nuclear fuel material 11,
Further, FIG. 5 (a) shows a fuel pellet 1b in which a combustible neutron poison 12 is arranged on the outer periphery of the nuclear fuel material 11, and each figure (b) shows a case where the fuel pellets 1a, 1b are loaded in the core. The radial distributions Pa and Pb of the thermal neutron flux are shown.
【００３１】図４（ｂ）および図５（ｂ）に示す熱中性
子束の径方向分布Ｐa 、Ｐb からも明らかなように、核
燃料物質に可燃性中性子毒を均一に混合するよりも、核
燃料物質の外周に配置する方が、熱中性子が中央の核燃
料物質に到達する割合が少なくなるため、より高い反応
度抑制効果が得られる。As is clear from the radial distributions Pa and Pb of the thermal neutron flux shown in FIGS. 4 (b) and 5 (b), rather than uniformly mixing the combustible neutron poison with the nuclear fuel material, A higher effect of suppressing reactivity can be obtained by arranging the neutrons on the outer periphery of the core because the ratio of thermal neutrons reaching the nuclear fuel material in the center decreases.
【００３２】また図６は、Ｐｕを含む燃料集合体におけ
る可燃性中性子毒の添加濃度による反応度抑制効果の変
化を示すもので、縦軸に反応度抑制効果、横軸に可燃性
中性子毒濃度をとっている。図中、実線はＥｕを可燃性
中性子毒として用いた場合を、点線はＧｄを可燃性中性
子毒として用いた場合をそれぞれ示す。なお、反応度抑
制効果Ｅ、および可燃性中性子毒濃度Ｃp は次式で表さ
れるものとする。FIG. 6 shows the change in reactivity suppressing effect depending on the concentration of the burnable neutron poison added to the fuel assembly containing Pu. The vertical axis represents the reactivity suppressing effect and the horizontal axis represents the combustible neutron poison concentration. Is taking. In the figure, the solid line shows the case where Eu is used as the combustible neutron poison, and the dotted line shows the case where Gd is used as the combustible neutron poison. The reactivity suppressing effect E and the combustible neutron poison concentration Cp are represented by the following equations.
【００３３】[0033]
【数１】Ｅ＝（Ｋa −Ｋb ）／Ｋa ×１００（％） Ｃp ＝Ｗp ／（Ｗf ＋Ｗp ）×１００（wt％） ただし、 Ｋa ：可燃性中性子毒を含まないときの中性子増倍率 Ｋb ：可燃性中性子毒を含んだときの中性子増倍率 Ｗp ：可燃性中性子毒重量 Ｗf ：燃料重量 である。## EQU1 ## E = (Ka-Kb) / Ka × 100 (%) Cp = Wp / (Wf + Wp) × 100 (wt%) where Ka: neutron multiplication factor when no combustible neutron poison is included Kb: Neutron multiplication factor when combustible neutron poison is included Wp: Weight of combustible neutron poison Wf: Weight of fuel
【００３４】図６からも明らかなように、軽水炉用燃料
に可燃性毒物として現在広く用いられているＧｄは、ス
ピードの遅い中性子（0.05eV）を吸収する効果が非常に
高いため、点線で示すように少量添加しただけでも大き
な反応度抑制効果が得られるものの、スピードの速い中
性子（0.2 〜 0.5eV）に対しては吸収は小さくなるの
で、Ｐｕを含む燃料においてはある程度以上は反応度抑
制効果を期待することができない。As is clear from FIG. 6, Gd, which is currently widely used as a combustible poison in fuel for light water reactors, has a very high effect of absorbing slow neutrons (0.05 eV), and therefore is shown by a dotted line. Although a large reactivity suppression effect can be obtained even by adding a small amount like this, absorption is small for fast neutrons (0.2 to 0.5 eV), so the reactivity suppression effect is above a certain level for fuels containing Pu. Can't expect.
【００３５】これに対して、核分裂性Ｐｕの核分裂共鳴
ピークと重なるような共鳴吸収ピークを持つＥｕは、ス
ピードの遅い中性子（0.05eV）を吸収する効果はＧｄほ
どはないものの、スピードの速い中性子（0.2 〜 0.5e
V）を効率よく吸収するため、その添加量を増やしてい
くと、結果的にＧｄよりも高い反応度抑制効果が得られ
るようになる。On the other hand, Eu, which has a resonance absorption peak that overlaps with the fission resonance peak of fissionable Pu, is not as effective as Gd in absorbing slow neutrons (0.05 eV), but is fast neutrons. (0.2 ~ 0.5e
In order to efficiently absorb V), if the amount of addition is increased, as a result, a higher reactivity suppressing effect than Gd will be obtained.
【００３６】以上の説明から明らかなように、本実施例
の燃料集合体においては、Ｐｕを装荷した場合に、可燃
性中性子毒として核分裂性Ｐｕの核分裂共鳴ピークと重
なるような共鳴吸収ピークを持つ物質を用いることによ
り、より効果的に初期余剰反応度を抑制することができ
る。As is clear from the above description, the fuel assembly of this embodiment has a resonance absorption peak that overlaps with the fission resonance peak of fissionable Pu as a combustible neutron poison when Pu is loaded. By using the substance, the initial excess reactivity can be suppressed more effectively.
【００３７】[0037]
【発明の効果】上記したように、本発明によれば、Ｐｕ
を装荷した燃料集合体においても効果的に初期余剰反応
度を抑制することができる。As described above, according to the present invention, Pu
It is possible to effectively suppress the initial excess reactivity even in the fuel assembly loaded with.
【図面の簡単な説明】[Brief description of drawings]
【図１】燃料集合体の内部構造を示す斜視図である。FIG. 1 is a perspective view showing an internal structure of a fuel assembly.
【図２】主な元素および核種の中性子吸収断面積を示す
図である。FIG. 2 is a diagram showing neutron absorption cross sections of main elements and nuclides.
【図３】Ｇｄ濃度によるＵＯ2 燃料およびＰｕを含む混
合酸化物燃料における反応度抑制効果を示すグラフであ
る。FIG. 3 is a graph showing the reactivity suppression effect in a mixed oxide fuel containing UO 2 fuel and Pu depending on the Gd concentration.
【図４】可燃性中性子毒を核燃料物質に均一に混合した
燃料ペレットの斜視図（ａ）と、この燃料ペレットにお
ける熱中性子束の径方向分布を示す図（ｂ）である。FIG. 4 is a perspective view (a) of a fuel pellet in which a combustible neutron poison is uniformly mixed with a nuclear fuel material, and a diagram (b) showing a radial distribution of thermal neutron flux in the fuel pellet.
【図５】可燃性中性子毒を核燃料物質の外周に配置した
燃料ペレットの斜視図（ａ）と、この燃料ペレットにお
ける熱中性子束の径方向分布を示す図（ｂ）である。FIG. 5 is a perspective view (a) of a fuel pellet in which a combustible neutron poison is arranged on the outer periphery of a nuclear fuel material, and a view (b) showing a radial distribution of thermal neutron flux in the fuel pellet.
【図６】Ｐｕを含む燃料における可燃性中性子毒濃度に
よる反応度抑制効果を示すグラフである。FIG. 6 is a graph showing a reactivity suppression effect by a combustible neutron poison concentration in a fuel containing Pu.
１………燃料ペレット ２………燃料棒 ３………スペーサ ４………上部タイプレート ５………下部タイプレート ６………チャンネル 1 ... Fuel pellet 2 Fuel rod 3 Spacer 4 Upper tie plate 5 Lower tie plate 6 Channel
Claims (6)
て形成される燃料集合体において、核燃料物質としてプ
ルトニウムを含有する燃料棒と、プルトニウムの核分裂
共鳴ピークと重なるような共鳴吸収ピークを持つ可燃性
中性子毒を核燃料物質とともに含有する燃料棒を有する
ことを特徴とする原子炉の燃料集合体。1. A fuel assembly formed by bundling a plurality of fuel rods containing a nuclear fuel substance, wherein a fuel rod containing plutonium as a nuclear fuel substance and a combustible fuel having a resonance absorption peak overlapping with a fission resonance peak of plutonium. A fuel assembly for a nuclear reactor, comprising a fuel rod containing a reactive neutron poison together with a nuclear fuel material.
料棒中の前記可燃性中性子毒は核燃料物質の外周に配置
されていることを特徴とする原子炉の燃料集合体。2. The fuel assembly according to claim 1, wherein the combustible neutron poison in the fuel rod is arranged on the outer periphery of the nuclear fuel material.
いて、前記可燃性中性子毒はＰｕ-239とＰｕ-241の核分
裂共鳴ピークのある0.3eV 付近に共鳴吸収ピークを持つ
ことを特徴とする原子炉の燃料集合体。3. The fuel assembly according to claim 1 or 2, wherein the flammable neutron poison has a resonance absorption peak near 0.3 eV where Pu-239 and Pu-241 fission resonance peaks are present. Reactor fuel assembly.
燃料集合体において、前記可燃性中性子毒としてユーロ
ピウム、サマリウムおよびカドミウムのうち少なくとも
１種を含有することを特徴とする原子炉の燃料集合体。4. The fuel assembly according to any one of claims 1 to 3, wherein the combustible neutron poison contains at least one of europium, samarium, and cadmium. Aggregation.
ーロピウムを酸化物の形態で含有することを特徴とする
原子炉の燃料集合体。5. The fuel assembly according to claim 4, wherein europium is contained in the form of an oxide.
マリウムを酸化物の形態で含有することを特徴とする原
子炉の燃料集合体。6. The fuel assembly according to claim 4, wherein samarium is contained in the form of an oxide.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6188134A JPH0854484A (en) | 1994-08-10 | 1994-08-10 | Fuel assembly of nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6188134A JPH0854484A (en) | 1994-08-10 | 1994-08-10 | Fuel assembly of nuclear reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0854484A true JPH0854484A (en) | 1996-02-27 |
Family
ID=16218337
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6188134A Withdrawn JPH0854484A (en) | 1994-08-10 | 1994-08-10 | Fuel assembly of nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0854484A (en) |
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2009128250A1 (en) * | 2008-04-16 | 2009-10-22 | 株式会社 東芝 | Method for production of nuclear fuel pellet, fuel assembly, method for production of the fuel assembly, and uranium powder |
| JP2009257912A (en) * | 2008-04-16 | 2009-11-05 | Toshiba Corp | Method for production of nuclear fuel pellet |
| JP2010122063A (en) * | 2008-11-19 | 2010-06-03 | Toshiba Corp | Fuel aggregate, method for manufacturing the same and uranium powder |
| JP2012008128A (en) * | 2010-06-25 | 2012-01-12 | Hamilton Sundstrand Corp | Nuclear fuel composition, atomic reactor and method for setting nuclear fuel in specific subcritical state |
| JP2016522780A (en) * | 2013-04-29 | 2016-08-04 | コミッサリア タ レネルジー アトミク エ オ エネルジー オルタネイティヴ | New substances made from uranium, gadolinium and oxygen and their use as depleting neutron poisons |
| CN108885907A (en) * | 2016-03-29 | 2018-11-23 | 奥卓安全核能公司 | Use burnable poison as full ceramics microencapsulated fuel made of sintering aid |
| JP2021532364A (en) * | 2018-07-24 | 2021-11-25 | ウエスト リアリティ、 エス．アール．オー． | Addition of nuclear fuel for nuclear reactors to the fuel mixture |
-
1994
- 1994-08-10 JP JP6188134A patent/JPH0854484A/en not_active Withdrawn
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2009128250A1 (en) * | 2008-04-16 | 2009-10-22 | 株式会社 東芝 | Method for production of nuclear fuel pellet, fuel assembly, method for production of the fuel assembly, and uranium powder |
| JP2009257912A (en) * | 2008-04-16 | 2009-11-05 | Toshiba Corp | Method for production of nuclear fuel pellet |
| JP2010122063A (en) * | 2008-11-19 | 2010-06-03 | Toshiba Corp | Fuel aggregate, method for manufacturing the same and uranium powder |
| JP2012008128A (en) * | 2010-06-25 | 2012-01-12 | Hamilton Sundstrand Corp | Nuclear fuel composition, atomic reactor and method for setting nuclear fuel in specific subcritical state |
| US8755483B2 (en) | 2010-06-25 | 2014-06-17 | Aerojet Rocketdyne Of De, Inc. | Nuclear fuel |
| JP2016522780A (en) * | 2013-04-29 | 2016-08-04 | コミッサリア タ レネルジー アトミク エ オ エネルジー オルタネイティヴ | New substances made from uranium, gadolinium and oxygen and their use as depleting neutron poisons |
| CN108885907A (en) * | 2016-03-29 | 2018-11-23 | 奥卓安全核能公司 | Use burnable poison as full ceramics microencapsulated fuel made of sintering aid |
| CN108885907B (en) * | 2016-03-29 | 2023-12-22 | 奥卓安全核能公司 | Full ceramic micro-encapsulated fuel prepared by taking burnable poison as sintering aid |
| JP2021532364A (en) * | 2018-07-24 | 2021-11-25 | ウエスト リアリティ、 エス．アール．オー． | Addition of nuclear fuel for nuclear reactors to the fuel mixture |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| WO1995015564A1 (en) | A bwr fuel assembly | |
| JP2663737B2 (en) | Fuel assembly | |
| JPH0854484A (en) | Fuel assembly of nuclear reactor | |
| JPS646421B2 (en) | ||
| JPH05232276A (en) | Core of nuclear reactor | |
| JPH06194477A (en) | Nuclear fuel rod | |
| JPH09251087A (en) | Fuel assembly | |
| Nishimura | 3.2. 2 MOX fuel design | |
| JPS61147183A (en) | Fuel aggregate | |
| JPH07306282A (en) | Assembly for annihilation disposal of long life nuclide and core of reactor | |
| JPH03194495A (en) | Fuel assembly and core of nuclear reactor | |
| JPS6361990A (en) | Fuel aggregate | |
| JPS63117291A (en) | Nuclear reactor fuel aggregate | |
| JP2000046978A (en) | Fuel assembly | |
| JP3943624B2 (en) | Fuel assembly | |
| JPH05297171A (en) | Fast breeder core | |
| JPH0886894A (en) | Mox fuel assembly | |
| JPS5933862B2 (en) | Fuel assembly for pressure tube reactor | |
| JPH0452914B2 (en) | ||
| Nagano et al. | Basic evaluation on nuclear characteristics of BWR high burnup MOX fuel and core | |
| JPH0565834B2 (en) | ||
| JPS61147184A (en) | Fuel aggregate | |
| JPS5972088A (en) | Fuel assembly | |
| JPS636492A (en) | Nuclear-reactor fuel aggregate | |
| JPH0457998B2 (en) |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A300 | Withdrawal of application because of no request for examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300 Effective date: 20011106 |