JPH09251087A - 燃料集合体 - Google Patents
燃料集合体Info
- Publication number
- JPH09251087A JPH09251087A JP8060543A JP6054396A JPH09251087A JP H09251087 A JPH09251087 A JP H09251087A JP 8060543 A JP8060543 A JP 8060543A JP 6054396 A JP6054396 A JP 6054396A JP H09251087 A JPH09251087 A JP H09251087A
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- JP
- Japan
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- fuel
- uranium
- loaded
- gadolinium
- mox
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- 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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-
- 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】
【課題】ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料（ＭＯＸ
燃料）を有する燃料集合体のガドリニウム入りウラン燃
料の本数を増加することなく余剰反応度を抑える。 【解決手段】ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料（Ｍ
ＯＸ燃料）と、ガドリニウムを添加したウラン燃料とを
装荷した燃料集合体で、ガドリニウムを添加したウラン
燃料内のガドリニウムの吸収断面積の大きな同位体核種
の組成割合を増した構成とした。
燃料）を有する燃料集合体のガドリニウム入りウラン燃
料の本数を増加することなく余剰反応度を抑える。 【解決手段】ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料（Ｍ
ＯＸ燃料）と、ガドリニウムを添加したウラン燃料とを
装荷した燃料集合体で、ガドリニウムを添加したウラン
燃料内のガドリニウムの吸収断面積の大きな同位体核種
の組成割合を増した構成とした。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、沸騰水型原子炉に
用いる燃料集合体に係り、特にウラン・プルトニウムの
混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）を装荷し、かつ、高燃焼
度達成に好適な燃料集合体に関する。
用いる燃料集合体に係り、特にウラン・プルトニウムの
混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）を装荷し、かつ、高燃焼
度達成に好適な燃料集合体に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来の沸騰水型原子炉の炉心には、濃縮
ウランを用いたウラン燃料を組み合わせた燃料集合体が
装荷されてきた。近年、燃料の経済性を高めるため、燃
料装荷から取り出しまでの間になるべく多くのエネルギ
を取り出す高燃焼度化が進められている。高燃焼度化が
進むと、燃焼初期の余剰反応度が大きくなる。余剰反応
度を抑えるためには、一般に制御棒とともに、ウラン燃
料中に添加した可燃性毒物が用いられるが、高燃焼度化
を進めた高燃焼度炉心では、可燃性毒物に従来より大き
な中性子吸収能力が必要となる。このような吸収能力増
加のためには、可燃性毒物を添加したウラン燃料の本数
を増加する、可燃性毒物の濃縮度（添加割合）を増加す
る方法などがある。従来のウラン燃料を用いた高燃焼度
炉心では中性子スペクトルが軟らかく（低エネルギの中
性子の割合が多く）、可燃性毒物が燃料表面近くでしか
燃えないため、本数を増やすことで対応していた。
ウランを用いたウラン燃料を組み合わせた燃料集合体が
装荷されてきた。近年、燃料の経済性を高めるため、燃
料装荷から取り出しまでの間になるべく多くのエネルギ
を取り出す高燃焼度化が進められている。高燃焼度化が
進むと、燃焼初期の余剰反応度が大きくなる。余剰反応
度を抑えるためには、一般に制御棒とともに、ウラン燃
料中に添加した可燃性毒物が用いられるが、高燃焼度化
を進めた高燃焼度炉心では、可燃性毒物に従来より大き
な中性子吸収能力が必要となる。このような吸収能力増
加のためには、可燃性毒物を添加したウラン燃料の本数
を増加する、可燃性毒物の濃縮度（添加割合）を増加す
る方法などがある。従来のウラン燃料を用いた高燃焼度
炉心では中性子スペクトルが軟らかく（低エネルギの中
性子の割合が多く）、可燃性毒物が燃料表面近くでしか
燃えないため、本数を増やすことで対応していた。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】一方、ウランが転換し
てできたプルトニウムを有効利用するため、使用済燃料
から再処理して得られたプルトニウムを富化したウラン
・プルトニウムの混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）を装荷
した燃料集合体も考えられている。一般に、燃料として
ＭＯＸ燃料を用いた場合には、ウラン燃料を用いた場合
に比べて中性子スペクトルが硬く（低エネルギの中性子
の割合が少なく）、可燃性毒物の効きが悪くなるため、
可燃性毒物を添加したウラン燃料の本数を増やす必要が
あり、プルトニウムを燃やす本来の目的が損われること
になる。
てできたプルトニウムを有効利用するため、使用済燃料
から再処理して得られたプルトニウムを富化したウラン
・プルトニウムの混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）を装荷
した燃料集合体も考えられている。一般に、燃料として
ＭＯＸ燃料を用いた場合には、ウラン燃料を用いた場合
に比べて中性子スペクトルが硬く（低エネルギの中性子
の割合が少なく）、可燃性毒物の効きが悪くなるため、
可燃性毒物を添加したウラン燃料の本数を増やす必要が
あり、プルトニウムを燃やす本来の目的が損われること
になる。
【０００４】ところで、ＭＯＸ燃料を装荷した集合体で
は、中性子スペクトルが硬くなるため、燃料の内部でも
可燃性毒物が燃えることができるようになる。これを利
用し、可燃性毒物の濃縮度を増やすことも考えられる
が、ウランの装荷量が減るため、同じエネルギを取り出
すためにはウラン濃縮度を増やす必要が有り、コストが
増加し、燃料経済性が悪化する。
は、中性子スペクトルが硬くなるため、燃料の内部でも
可燃性毒物が燃えることができるようになる。これを利
用し、可燃性毒物の濃縮度を増やすことも考えられる
が、ウランの装荷量が減るため、同じエネルギを取り出
すためにはウラン濃縮度を増やす必要が有り、コストが
増加し、燃料経済性が悪化する。
【０００５】本発明の目的は、燃料経済性を悪化させる
ことなく、ＭＯＸ燃料を装荷した炉心の可燃性毒物入り
ウラン燃料の本数を低減することにある。
ことなく、ＭＯＸ燃料を装荷した炉心の可燃性毒物入り
ウラン燃料の本数を低減することにある。
【０００６】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するた
め、本発明は可燃性毒物入りウラン燃料において、可燃
性毒物の同位体組成割合を中性子吸収断面積の大きなも
のを多くするように変える。
め、本発明は可燃性毒物入りウラン燃料において、可燃
性毒物の同位体組成割合を中性子吸収断面積の大きなも
のを多くするように変える。
【０００７】図２及び図３に、可燃性毒物の１種である
ガドリニウムの同位体であるＧｄ−１５６とＧｄ−１５
７の断面積を示す。この図から、Ｇｄ−１５７が、Ｇｄ
−１５６に比べ、大きな吸収能力があることがわかる。
すなわち、同じ可燃性毒物濃縮度での、Ｇｄ−１５７の
割合を、天然の割合に比べて多くすれば、燃料棒１本当
りの濃縮度を高めたのと同様の余剰反応度低減効果があ
る。
ガドリニウムの同位体であるＧｄ−１５６とＧｄ−１５
７の断面積を示す。この図から、Ｇｄ−１５７が、Ｇｄ
−１５６に比べ、大きな吸収能力があることがわかる。
すなわち、同じ可燃性毒物濃縮度での、Ｇｄ−１５７の
割合を、天然の割合に比べて多くすれば、燃料棒１本当
りの濃縮度を高めたのと同様の余剰反応度低減効果があ
る。
【０００８】同様に可燃性毒物である、ガドリニウム，
ハフニウム，ユーロピウムでは、奇数核が偶数核より断
面積が大きく、また、ボロンでは逆に偶数核が奇数核よ
り断面積が大きいという特徴が有る。従って、同じ可燃
性毒物濃縮度での、上記断面積の大きな同位体の割合
を、天然の割合に比べて多くすれば、濃縮度を高めたの
と同様の余剰反応度低減効果がある。このようにすれ
ば、可燃性毒物入りウラン燃料を大幅に増やすことな
く、燃焼初期における余剰反応度を低減し、かつ燃料装
荷量を減らさず、燃料経済性を悪化させないですむ。
ハフニウム，ユーロピウムでは、奇数核が偶数核より断
面積が大きく、また、ボロンでは逆に偶数核が奇数核よ
り断面積が大きいという特徴が有る。従って、同じ可燃
性毒物濃縮度での、上記断面積の大きな同位体の割合
を、天然の割合に比べて多くすれば、濃縮度を高めたの
と同様の余剰反応度低減効果がある。このようにすれ
ば、可燃性毒物入りウラン燃料を大幅に増やすことな
く、燃焼初期における余剰反応度を低減し、かつ燃料装
荷量を減らさず、燃料経済性を悪化させないですむ。
【０００９】
【発明の実施の形態】以下、本発明の燃料集合体を実施
例を用いて説明する。
例を用いて説明する。
【００１０】図１は本発明の燃料集合体の第１の実施例
を示したものである。本実施例では、燃料集合体１は、
チャンネルボックス２，濃縮ウランにガドリニウムを添
加した燃料棒３，天然ウランにプルトニウムを富化した
ＭＯＸ燃料棒４と水ロッド５とから成っている。
を示したものである。本実施例では、燃料集合体１は、
チャンネルボックス２，濃縮ウランにガドリニウムを添
加した燃料棒３，天然ウランにプルトニウムを富化した
ＭＯＸ燃料棒４と水ロッド５とから成っている。
【００１１】燃料棒３に用いるガドリニウムは天然の物
にそれぞれ約１５％含まれるＧｄ−１５５，Ｇｄ−１５
７の割合を２倍に増やしている。これにより、天然のガ
ドリニウムを用いた場合に比べ、集合体中に必要なガド
リニウムを添加したウラン燃料棒本数を２本低減でき
る。さらに、ガドリニウム濃縮度を増加していないので
する必要がなく、燃料経済性を損なうことがない。
にそれぞれ約１５％含まれるＧｄ−１５５，Ｇｄ−１５
７の割合を２倍に増やしている。これにより、天然のガ
ドリニウムを用いた場合に比べ、集合体中に必要なガド
リニウムを添加したウラン燃料棒本数を２本低減でき
る。さらに、ガドリニウム濃縮度を増加していないので
する必要がなく、燃料経済性を損なうことがない。
【００１２】また、一般に、ガドリニウムを添加したウ
ラン燃料と添加しないウラン燃料とを装荷した燃料集合
体では、ガドリニウムを添加した燃料での燃焼が遅れ、
燃焼末期での核分裂性物質量が多くなるため、ガドリニ
ウムが燃えつきた後に、局所出力ピークが生じやすい。
このため、燃焼初期でガドリニウムを添加した燃料のウ
ラン濃縮度を低くすることが行われる。一方、ＭＯＸ燃
料とウラン燃料の混在したガドリニウムのない燃料集合
体では、核分裂性核種濃度が同じでも、ウランに対する
プルトニウムの核分裂断面積が大きいため、ウラン燃料
に比べて、MOX燃料の出力が高くなる。従って、ガドリ
ニウムを添加したウラン燃料とガドリニウムを添加しな
いＭＯＸ燃料とを装荷した燃料集合体では、ガドリニウ
ムが燃えつきたときに、ガドリニウムを添加したウラン
燃料に残っている核分裂性核種とＭＯＸ燃料に残ってい
る核分裂性核種のバランスで局所出力ピークが決まる。
本実施例では、このようなバランスを鑑み、燃焼初期で
ウラン燃料の核分裂性核種濃度を、ＭＯＸ燃料のそれよ
り高めることで燃焼末期の出力分布を改善する効果があ
る。
ラン燃料と添加しないウラン燃料とを装荷した燃料集合
体では、ガドリニウムを添加した燃料での燃焼が遅れ、
燃焼末期での核分裂性物質量が多くなるため、ガドリニ
ウムが燃えつきた後に、局所出力ピークが生じやすい。
このため、燃焼初期でガドリニウムを添加した燃料のウ
ラン濃縮度を低くすることが行われる。一方、ＭＯＸ燃
料とウラン燃料の混在したガドリニウムのない燃料集合
体では、核分裂性核種濃度が同じでも、ウランに対する
プルトニウムの核分裂断面積が大きいため、ウラン燃料
に比べて、MOX燃料の出力が高くなる。従って、ガドリ
ニウムを添加したウラン燃料とガドリニウムを添加しな
いＭＯＸ燃料とを装荷した燃料集合体では、ガドリニウ
ムが燃えつきたときに、ガドリニウムを添加したウラン
燃料に残っている核分裂性核種とＭＯＸ燃料に残ってい
る核分裂性核種のバランスで局所出力ピークが決まる。
本実施例では、このようなバランスを鑑み、燃焼初期で
ウラン燃料の核分裂性核種濃度を、ＭＯＸ燃料のそれよ
り高めることで燃焼末期の出力分布を改善する効果があ
る。
【００１３】なお、本実施例では、ウラン燃料中に可燃
性毒物を添加したが、燃料ペレット表面や、被覆管に本
発明の組成の可燃性毒物をコーティングすることでも同
様の効果が有る。
性毒物を添加したが、燃料ペレット表面や、被覆管に本
発明の組成の可燃性毒物をコーティングすることでも同
様の効果が有る。
【００１４】
【発明の効果】本発明によれば、ＭＯＸ燃料装荷の高燃
焼度炉心で可燃性毒物入りウラン燃料を大幅に増やすこ
となく、燃焼初期における余剰反応度を低減し、かつ燃
料装荷量を減らさず、燃料経済性を悪化させないですむ
ので、プルトニウムの有効利用が促進される。
焼度炉心で可燃性毒物入りウラン燃料を大幅に増やすこ
となく、燃焼初期における余剰反応度を低減し、かつ燃
料装荷量を減らさず、燃料経済性を悪化させないですむ
ので、プルトニウムの有効利用が促進される。
【図１】本発明の燃料集合体の第１の実施例を示す説明
図。
図。
【図２】中性子エネルギとＧｄ−１５６の断面積との関
係を示す説明図。
係を示す説明図。
【図３】中性子エネルギとＧｄ−１５７の断面積との関
係を示す説明図。
係を示す説明図。
【図４】Ｇｄ−１５７割合に対する所要Ｇｄ入りウラン
燃料棒本数の説明図。
燃料棒本数の説明図。
１…燃料集合体、２…チャンネルボックス、３…燃料
棒、４…ＭＯＸ燃料棒、５…水ロッド。
棒、４…ＭＯＸ燃料棒、５…水ロッド。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 青山 肇男 茨城県日立市大みか町七丁目２番１号 株 式会社日立製作所電力・電機開発本部内 (72)発明者 石井 一弥 茨城県日立市大みか町七丁目２番１号 株 式会社日立製作所電力・電機開発本部内
Claims (5)
- 【請求項１】軽水を冷却材兼減速材とする原子炉の炉心
部に装荷され、ウラン燃料及び使用済燃料から再処理し
て得られたプルトニウムを富化したＭＯＸ燃料を装荷し
た複数の燃料棒から構成される燃料集合体において、 前記ウラン燃料に添加する可燃性毒物の同位体組成平均
の吸収断面積が、天然の可燃性毒物の同位体組成平均の
吸収断面積より大きいことを特徴とする燃料集合体。 - 【請求項２】軽水を冷却材兼減速材とする原子炉の炉心
部に装荷され、ウラン燃料及び使用済燃料から再処理し
て得られたプルトニウムを富化したＭＯＸ燃料を装荷し
た複数の燃料棒から構成される燃料集合体において、 奇数核の偶数核に対する割合が、天然のそれと異なる可
燃性毒物がウラン燃料に添加されていることを特徴とす
る燃料集合体。 - 【請求項３】軽水を冷却材兼減速材とする原子炉の炉心
部に装荷され、ウラン燃料及び使用済燃料から再処理し
て得られたプルトニウムを富化したＭＯＸ燃料を装荷し
た複数の燃料棒から構成される燃料集合体において、 吸収断面積の大きな同位体の、吸収断面積の小さな同位
体に対する割合が、天然のそれより大きい可燃性毒物
が、燃料ペレット表面、または、燃料被覆管にコーティ
ングされていることを特徴とする燃料集合体。 - 【請求項４】請求項１，２または３において、前記ウラ
ン燃料に添加する可燃性毒物は、ボロン，ガドリニウ
ム，ハフニウム，ユーロピウムのいずれかである燃料集
合体。 - 【請求項５】請求項１，２，３または４において、ウラ
ン燃料に装荷した核分裂性核種濃度が、ＭＯＸ燃料に装
荷したそれより高い燃料集合体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8060543A JPH09251087A (ja) | 1996-03-18 | 1996-03-18 | 燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8060543A JPH09251087A (ja) | 1996-03-18 | 1996-03-18 | 燃料集合体 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH09251087A true JPH09251087A (ja) | 1997-09-22 |
Family
ID=13145318
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP8060543A Pending JPH09251087A (ja) | 1996-03-18 | 1996-03-18 | 燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH09251087A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2002148379A (ja) * | 2000-10-19 | 2002-05-22 | Westinghouse Atom Ab | 原子炉第１炉心 |
| JP2010261865A (ja) * | 2009-05-08 | 2010-11-18 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 濃縮エルビアクレジットによる添加量計算方法 |
| JP2010261866A (ja) * | 2009-05-08 | 2010-11-18 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 濃縮エルビアクレジットによる添加量計算方法 |
-
1996
- 1996-03-18 JP JP8060543A patent/JPH09251087A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2002148379A (ja) * | 2000-10-19 | 2002-05-22 | Westinghouse Atom Ab | 原子炉第１炉心 |
| JP2010261865A (ja) * | 2009-05-08 | 2010-11-18 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 濃縮エルビアクレジットによる添加量計算方法 |
| JP2010261866A (ja) * | 2009-05-08 | 2010-11-18 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 濃縮エルビアクレジットによる添加量計算方法 |
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