JPH1039070A

JPH1039070A - 原子炉の炉心

Info

Publication number: JPH1039070A
Application number: JP8194208A
Authority: JP
Inventors: Mitsumasa Iwaki; 光正岩城; Makoto Yagi; 誠八木; Masahiko Kuroki; 政彦黒木; Kazuhisa Matsumoto; 一寿松本; Jun Saeki; 潤佐伯; Mamoru Nagano; 護永野
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1996-07-24
Filing date: 1996-07-24
Publication date: 1998-02-13

Abstract

(57)【要約】【課題】ＭＯＸ燃料集合体を装荷した原子炉の炉心にお
いて、ＭＯＸ燃料集合体の燃焼度を高め、かつ原子炉の
運転に対する十分な余裕を実現する原子炉の炉心を得る
ことである。【解決手段】初期プルトニウム同位体組成の異なる２種
類以上のウラン・プルトニウム混合酸化物燃料集合体を
装荷することを特徴とする。また、初期プルトニウム同
位体組成の異なるウラン・プルトニウム混合酸化物燃料
集合体は、少なくともプルトニウム中の核分裂性プルト
ニウムの含有割合が大きいウラン・プルトニウム混合酸
化物燃料集合体とプルトニウム中の核分裂性プルトニウ
ムの含有割合が小さいウラン・プルトニウム混合酸化物
燃料集合体の２種類であることを特徴とする。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明はプルトニウムが含ま
れる燃料を使用する原子炉の炉心に関する。

【０００２】

【従来の技術】原子力発電所では、原子炉に核分裂反応
を引き起こすウラン２３５（Ｕ−２３５）等を含む核燃
料物質を燃料として装荷し、このウラン燃料が核分裂反
応を引き起こす際に発生する熱を利用して発電してい
る。このように核燃料として使用された使用済ウラン燃
料中には、プルトニウム（Ｐｕ）という元素が含まれて
いる。このＰｕは元々核燃料物質に存在するものではな
く、ウラン燃料内の大部分を占めるＵ−２３８が中性子
を吸収することにより生成される物質である。そして、
このＰｕにはＵ−２３５と同様に核分裂反応を引き起こ
す同位体核種が含まれている。従って、使用済ウラン燃
料からこのプルトニウムを取り出し、原子力発電所の核
燃料物質として再利用すれば、限りあるウラン資源を有
効に利用することができる。

【０００３】このため、近年ではウラン酸化物とプルト
ニウム酸化物を含むウラン・プルトニウム混合酸化物を
用いた燃料集合体、すなわちウラン・プルトニウム混合
酸化物燃料集合体（以下、ＭＯＸ燃料集合体という）を
原子炉の炉心に装荷し、燃料として用いることが計画さ
れている。さらに今後はＭＯＸ燃料集合体の利用が増加
するに従い、既設の原子炉の取り替え用燃料集合体の一
部としてだけではなく、第１サイクルである初装荷炉心
にも初装荷用の燃料集合体として使用されることが考え
られている。

【０００４】

【発明が解決しようとする課題】ところで、使用済ウラ
ン燃料集合体から再処理工程によって取り出され、ＭＯ
Ｘ燃料集合体の原料として利用されるプルトニウムは、
数種類のプルトニウム同位体、すなわちＰｕ−２３８，
Ｐｕ−２３９，Ｐｕ−２４０，Ｐｕ−２４１，Ｐｕ−２
４２等から構成されている。これらの各プルトニウム同
位体の組成割合（以下、初期プルトニウム同位体組成と
いう）は、再処理されたウラン燃料集合体に依存し異な
りうる。このためこれら同位体中に存在する核分裂を引
き起こす性質を有する核種、すなわちＰｕ−２３９，Ｐ
ｕ−２４１のプルトニウム中での割合や、この絶対量も
再処理された使用済ウラン燃料集合体に依存し異なりう
る。

【０００５】これまで、ＭＯＸ燃料集合体を装荷する炉
心の設計においては、新燃料集合体として装荷するＭＯ
Ｘ燃料集合体の核特性を同等とするために、初期プルト
ニウム同位体組成が炉心内で一種類となるように調整す
ることが計画されていた。

【０００６】一般に初装荷炉心の運転期間（サイクルと
もいう）は、原子炉起動試験を考慮して取り替え炉心の
運転期間よりも長く計画されている。このため、第１サ
イクルでの燃料集合体は、その後の運転サイクル、すな
わち第２サイクル以降における燃料集合体よりも長く燃
焼することになる。従って、取替炉心と同一のサイクル
数で装荷を続けると、初装荷燃料集合体の燃焼度は取り
替え燃料集合体の燃焼度よりも大きくなる傾向がある。

【０００７】一方、ＭＯＸ燃料集合体の最大燃焼度の許
容値は、これまでに実績のある照射範囲を考慮してウラ
ン燃料集合体と同等もしくはウラン燃料集合体よりも低
めに設定されることもある。従って、比較的燃焼が進ん
だＭＯＸ燃料集合体でも十分な燃焼を達成しないまま、
炉心から取り出す必要性が生ずる。

【０００８】例えば、ＭＯＸ燃料集合体の最大燃焼度の
許容値を４０ＧＷｄ／ｔとすると、約１３ヶ月の運転期
間を１サイクルとして３サイクル照射した後に取り出さ
れるＭＯＸ燃料集合体は、取り出し時の平均取り出し燃
焼度が約３３ＧＷｄ／ｔ、最大燃焼度は燃料集合体の装
荷履歴にもよるが約３５〜３８ＧＷｄ／ｔとなるように
設計される。ここで第１サイクルは、通常の運転サイク
ルに比べてサイクル長さが燃焼度で約３ＧＷｄ／ｔ程度
長いため、この燃料集合体を初装荷燃料集合体として第
１サイクルから装荷した場合、３サイクル装荷すると燃
焼度は最大で約３８＋３ＧＷｄ／ｔとなり、最大燃焼度
の許容値である４０ＧＷｄ／ｔを超えてしまうものが一
部に出てくる。このような燃料集合体は２サイクルが終
了した時点で取り出す必要があり、このとき燃料集合体
は約２０〜３０ＧＷｄ／ｔしか燃焼しておらず燃料経済
性が悪い。

【０００９】また、ＭＯＸ燃料集合体を取り替え燃料集
合体とする炉心においても、その運転期間が長期化され
た場合、即ち１サイクル長さが長くなった場合には、２
サイクル燃焼後にそのＭＯＸ燃料集合体を取り出すこと
が必要となる。これは、例えば１サイクル長さが１５ヶ
月に長期化された場合には、取り出し時の平均取り出し
燃焼度は約３８ＧＷｄ／ｔとなり、最も燃焼が進んだ燃
料集合体の燃焼度は最大燃焼度の許容値を超えてしまう
ためである。

【００１０】ところで、従来のウラン燃料集合体の取り
替え炉心においては、サイクル長さが設計時と変化する
ことも考慮して、ウラン２３５平均濃縮度は等しいが、
ガドリニア等の可燃性毒物を含有する燃料棒の本数が異
なる２種類の燃料集合体が用いられていた。これらの燃
料集合体の特性を利用して、新燃料として装荷する２種
類の燃料集合体の装荷体数の割合を変化させることによ
り、運転サイクル初期の炉心の余剰反応度を運転性の点
から適切な大きさとするように調整していた。

【００１１】しかしながら、今後、ＭＯＸ燃料集合体の
利用が本格化して、取り替え燃料集合体の多くがＭＯＸ
燃料集合体となると、ウラン燃料集合体のみでこのよう
な反応度の調整を行うことはできない。

【００１２】本発明は、係る従来の事情に対してなされ
たものであり、その目的は、ＭＯＸ燃料集合体を装荷し
た原子炉の炉心において、ＭＯＸ燃料集合体の燃焼度を
高め、かつ原子炉の運転に対する十分な余裕を実現する
原子炉の炉心を得ることである。

【００１３】

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するた
め、本発明の原子炉の炉心においては、請求項１記載の
発明では、初期プルトニウム同位体組成の異なる２種類
以上のウラン・プルトニウム混合酸化物燃料集合体を装
荷することを特徴とする。

【００１４】また、請求項２記載の発明では、請求項１
記載の発明において、初期プルトニウム同位体組成の異
なるウラン・プルトニウム混合酸化物燃料集合体は、少
なくともプルトニウム中の核分裂性プルトニウムの含有
割合が大きいウラン・プルトニウム混合酸化物燃料集合
体とプルトニウム中の核分裂性プルトニウムの含有割合
が小さいウラン・プルトニウム混合酸化物燃料集合体の
２種類であることを特徴とする。

【００１５】さらに、請求項３記載の発明では、核分裂
性プルトニウムの含有割合が大きいウラン・プルトニウ
ム混合酸化物燃料集合体のプルトニウム富化度が前記核
分裂性プルトニウムの含有割合が小さいウラン・プルト
ニウム混合酸化物燃料集合体のプルトニウム富化度より
も低いことを特徴とする。

【００１６】また、請求項４記載の発明では、請求項２
または３において、核分裂性プルトニウムの含有割合が
大きいウラン・プルトニウム混合酸化物燃料集合体を構
成する可燃性毒物を含有する燃料棒の本数が前記核分裂
性プルトニウムの含有割合が小さいウラン・プルトニウ
ム混合酸化物燃料集合体を構成する可燃性毒物を含有す
る燃料棒の本数よりも少ないことを特徴とする。

【００１７】また、請求項５記載の発明では、請求項１
ないし４において、ウラン２３５平均濃縮度が異なる複
数種類のウラン燃料集合体を装荷することを特徴とす
る。また、請求項６記載の発明では、請求項１ないし５
において、ウラン燃料集合体内の燃料棒本数をウラン・
プルトニウム混合酸化物燃料集合体内の燃料棒本数より
多くすることを特徴とする。

【００１８】さらに、請求項７記載の発明では、請求項
１ないし６において、プルトニウム・ウラン混合酸化物
燃料集合体に含まれるウラン燃料棒のウラン濃縮度及び
可燃性毒物の濃度のうち少なくとも一方が軸方向分布を
有することを特徴とする。

【００１９】

【発明の実施の形態】本発明の実施の形態を図面を参照
しながら説明する。第１の実施の形態は、請求項１〜
３、５に係るものであり、図１に第１の実施の形態に係
る沸騰水型原子炉の炉心の１／４の模式的平面図を示
す。図１において、升目の１つが燃料集合体を示してい
る。

【００２０】ところで、図１において模式的に表された
原子炉の炉心の構成をさらに具体的に説明する。図２
（ａ）は、原子炉の炉心を構成する単位格子を示し、
（ｂ）はこの単位格子を配置した炉心の一部を示す模式
的平面図である。このように原子炉の出力を制御する制
御棒１の周囲に４体の燃料集合体２を配置して単位格子
３が構成され、さらにこの単位格子３の複数個を格子状
に配列して炉心４が構成されている。尚、通常制御棒は
運転時に引き抜かれるが、運転時にも炉心内に挿入され
反応度制御に用いられる調整棒として使用される制御棒
もある。かかる制御棒を含む単位格子はコントロールセ
ルと呼ばれている。

【００２１】図１において、炉心４は初期プルトニウム
同位体組成の異なる２種類のＭＯＸ燃料集合体とウラン
２３５平均濃縮度の異なる３種類のウラン燃料集合体か
ら構成されている。図中の升目の記号はそれぞれ、Ｍ１
はプルトニウム中の核分裂性プルトニウム含有の割合の
大きいＭＯＸ燃料集合体を、Ｍ２はプルトニウム中の
核分裂性プルトニウム含有の割合の小さいＭＯＸ燃料集
合体を、Ｕ１は高濃縮度ウラン燃料集合体を、Ｕ２は中
濃縮度ウラン燃料集合体を、Ｕ３は低濃縮度ウラン燃料
集合体を示す。ここで、各燃料集合体は炉心全体で、Ｍ
１が７２体、Ｍ２が１４８体、Ｕ１が２０８体、Ｕ２が
２０４体、Ｕ３が２４０体ある。また、太枠線はコント
ロールセル５を示す。

【００２２】このように構成された第１の実施の形態に
示す原子炉の炉心においては、Ｍ１で示すプルトニウム
中の核分裂性プルトニウム含有の割合の大きいＭＯＸ燃
料集合体を２サイクルが終了した時点で取り出し、Ｍ２
で示すプルトニウム中の核分裂性プルトニウム含有の割
合の小さいＭＯＸ燃料集合体は３サイクルが終了するま
で炉心内に留めておく。こうすることで、どちらのＭＯ
Ｘ燃料集合体も炉心滞在期間中に十分な燃焼を達成する
ことができる。

【００２３】以下に、かかる効果について詳細に説明す
る。一般に、Ｐｕ−３２９、Ｐｕ−２４１といった核分
裂性のプルトニウム同位体を多く含むＭＯＸ燃料集合体
ほど無限増倍率は大きくなる。しかし、逆にこれら核分
裂性のプルトニウム同位体が少ないＭＯＸ燃料集合体ほ
どＰｕ−２４０を多く含み、これが中性子を吸収し核分
裂性のＰｕ−２４１に変換するため、無限増倍率の減少
はより緩やかになる。

【００２４】図３にＭＯＸ燃料集合体の燃焼度と無限増
倍率との関係を示す。図中、実線ａはプルトニウム中の
核分裂性プルトニウム含有の割合が７５ｗｔ％であり、
１２本の可燃性毒物入燃料棒を含むＭＯＸ燃料集合体を
示し、点線ｂはプルトニウム中の核分裂性プルトニウム
含有の割合が６７ｗｔ％であり、１２本の可燃性毒物入
燃料棒を含むＭＯＸ燃料集合体を示す。図３によれば、
核分裂性プルトニウム含有の割合の大きいＭＯＸ燃料集
合体の無限増倍率（実線ａ）は、核分裂性プルトニウム
含有の割合の小さいＭＯＸ燃料集合体の無限増倍率（点
線ｂ）に比べて、燃焼初期から中期にかけては大きくな
っている。その後燃焼が進むにつれてその差が縮まり、
さらに燃焼が進み、運転サイクル終了時点、すなわちＭ
ＯＸ燃料集合体の平均燃焼度である約２２ＧＷｄ／ｔに
おいて、これらの無限増倍率が一致し、大小関係が逆転
していることがわかる。

【００２５】従って、図３に示されるように、プルトニ
ウム中の核分裂性プルトニウムの含有割合が大きいＭＯ
Ｘ燃料集合体の方が、燃焼初期から中期にかけて無限増
倍率が高くそのため燃焼が早く進み、少ない運転サイク
ル数で取り出す場合はより燃焼度が高くなる。また、プ
ルトニウム中の核分裂性プルトニウムの含有割合が小さ
いＭＯＸ燃料集合体の方が、燃焼後期で無限増倍率が高
くそのため燃焼度が高くなるとより燃焼が進む。特に図
１に示すような濃縮度が多種類の燃料集合体を装荷して
なる炉心では、取替燃料集合体の体数が少なく、初装荷
燃料集合体の燃焼度が高くなる傾向がある。このため、
２種類以上の初期プルトニウム同位体組成のＭＯＸ燃料
集合体を装荷する炉心において効果が大きくなる。

【００２６】ところで、図３に示すような無限増倍率の
燃焼度特性を十分に得るためには、プルトニウム中の核
分裂性プルトニウムの含有量に応じて、ＭＯＸ燃料集合
体のプルトニウム富化度（プルトニウムの全重金属に対
する割合）を調整する必要がある。

【００２７】図４にこのような特性を得ることができる
ＭＯＸ燃料集合体のプルトニウム中の核分裂性プルトニ
ウムの含有割合に対する平均プルトニウム富化度（相対
値）の一例を示す。図４において、ＭＯＸ燃料集合体の
プルトニウム中の核分裂性プルトニウムの含有割合が大
きいほど、平均プルトニウム富化度は低くなっている。
すなわち、このように炉心に装荷するＭＯＸ燃料集合体
のプルトニウム中の核分裂性プルトニウムの含有割合に
対し平均プルトニウム富化度を調整することにより、取
替燃料集合体の取り替え体数が初期の設計と同じで、同
じ運転期間が達成される。

【００２８】さらに、第１の実施の形態に係る原子炉炉
心では、複数種類のウラン２３５濃縮度の燃料集合体を
装荷したので、燃料の高燃焼度化を図って経済性を向上
させることもできる。

【００２９】第２の実施の形態は請求項６に係るもので
あり、上述の図１に示した原子炉の炉心を構成する燃料
集合体が特徴を有するものである。この燃料集合体を図
５に示す。図５（ａ）はウラン燃料集合体の横断面図で
あり、（ｂ）はＭＯＸ燃料集合体の横断面図である。
図５（ａ）において、ウラン燃料集合体６は、チャンネ
ルボックス７内に燃料棒８ａが９行９列に配置され、そ
の中心部に２本のウォータロッド９が配置されており、
（ｂ）において、ＭＯＸ燃料集合体１０は、チャンネル
ボックス７内に燃料棒８ｂが８行８列に配置され、その
中心部に１本のウォータロッド９が配置されている。
従って、ウラン燃料集合体６の燃料棒本数は７４本、
ＭＯＸ燃料集合体１０の燃料棒本数は６０本であり、ウ
ラン燃料集合体の方が燃料棒本数が１４本多い構成とな
っている。

【００３０】図１に示すように、炉心にウラン燃料集合
体とＭＯＸ燃料集合体が同時に装荷されている場合に
は、ＭＯＸ燃料集合体の出力が高くなる傾向がある。特
に燃焼初期ではプルトニウム中の核分裂性プルトニウム
の含有割合が大きいＭＯＸ燃料集合体の出力が高くなる
傾向がある。

【００３１】従って、図５に示す構成により、ウラン燃
料集合体６は、燃料棒８の本数が多い分、線出力密度の
余裕が大きいので平均濃縮度を高めることができ、取出
燃焼度を増やすことができる。また、平均濃縮度を高め
ることによりウラン燃料集合体６の出力も高くなるの
で、ＭＯＸ燃料集合体１０の出力を相対的に低下でき、
ＭＯＸ燃料集合体１０の熱的特性を改善できる。

【００３２】第３の実施の形態は請求項７に係るもので
あり、上述の図１に示した沸騰水型原子炉の炉心を構成
するＭＯＸ燃料集合体が特徴を有するものである。この
ＭＯＸ燃料集合体を図６に示す。図６（ａ）はＭＯＸ燃
料集合体の横断面図、（ｂ）は可燃性毒物入り燃料棒の
軸方向分布図である。図６（ａ）において、ＭＯＸ燃料
集合体１０には、４種類のプルトニウム燃料棒と１種類
のウラン燃料棒が含まれている。図中符号P1〜P4はP1を
最高として番号順にプルトニウムの富化度を示し、符号
Ｇはウラン燃料棒であり可燃性毒物であるガドリニアが
含まれている可燃性毒物入り燃料棒１１を示す。図６
（ｂ）に示すように、この可燃性毒物入り燃料棒１１の
濃縮度とガドリニア濃度は軸方向に分布を有している。

【００３３】図７は、制御棒引き抜き状態でのＭＯＸ燃
料集合体の軸方向出力分布図である。図中、相対出力は
平均出力を１．０に規格化にしたものであり、実線ｃ
は、ウラン燃料棒に濃縮度・ガドリニア濃度の軸方向分
布をつけた図６に示すＭＯＸ燃料集合体の軸方向出力分
布であり、点線ｄはウラン燃料棒に濃縮度・ガドリニア
濃度の軸方向分布をつけなかったＭＯＸ燃料集合体の軸
方向出力分布図である。

【００３４】図７に示されるように、ウラン燃料棒内の
濃縮度と可燃性毒物の濃度に軸方向分布をつけることに
よりＭＯＸ燃料集合体の軸方向出力分布が平坦になる。
よって、炉心全体の軸方向出力分布も平坦化され、熱的
特性や核的特性が良くなる。なお、図６の例では、濃縮
度とガドリニア濃度の両方が軸方向分布を有している
が、どちらか一方でも同じ効果を得ることができる。ま
た、ＭＯＸ燃料集合体において、初期プルトニウム同位
体が異なれば、プルトニウム燃料棒の富化度は異なる
が、ガドリニア入り燃料棒を共通化して軸方向分布をつ
ければ、製造コストを低減することもできる。

【００３５】第４の実施の形態は、請求項１、２、４に
係るものであり、図８に第４の実施の形態にかかる沸騰
水型原子炉の炉心の１／４の模式的平面図を示す。図８
において、升目の１つが燃料集合体を示している。

【００３６】図８において、炉心４は、取り替え燃料集
合体として初期プルトニウム同位体組成の２種類の異な
るＭＯＸ燃料集合体を装荷したものである。図中の升目
の記号はそれぞれ、１Ａ，１Ｂは第１サイクル目のＭＯ
Ｘ燃料集合体、また２、３、４はそれぞれ２サイクル
目、３サイクル目、４サイクル目のＭＯＸ燃料集合体を
示す。また、１Ａはプルトニウム中の核分裂性プルトニ
ウム含有の割合の大きくかつ可燃性毒物入り燃料棒の少
ないＭＯＸ燃料集合体を、１Ｂはプルトニウム中の核分
裂性プルトニウム含有の割合の小さくかつ可燃性毒物入
り燃料棒の多いＭＯＸ燃料集合体を示す。ここで、各燃
料集合体は炉心全体で、１サイクル目の１Ａが２００
体、１Ｂが８８体、２サイクル目、３サイクル目がそれ
ぞれ２８８体、４サイクル目が８体である。また、太枠
線はコントロールセル５を示す。

【００３７】ここで、無限増倍率と可燃性毒物を含む燃
料棒の本数に差異のある燃料集合体の燃焼度との関係を
図９に示す。図９において、実線ｅは可燃性毒物入り燃
料棒を１１本有する燃料集合体、点線ｆは可燃性毒物入
り燃料棒を９本有する燃料集合体の燃焼度特性であり、
それぞれ平均濃縮度は同じである。図９に示すように、
可燃性毒物入り燃料棒の本数に２本程度の差をつけるこ
とにより、燃焼初期の無限増倍率に約５％△ｋ程度の差
がつくことがわかる。従って、このような特性を利用し
て、可燃性毒物入り燃料棒の本数に差をつけた複数種類
の燃料集合体を新燃料として適切な体数配分で炉心に装
荷することで、原子炉運転開始時の余剰反応度を適正化
することができる。

【００３８】第１の実施の形態でも説明したように、Ｍ
ＯＸ燃料集合体においてプルトニウムの含有割合に差を
つけることにより、燃焼初期の無限増倍率に最高約２％
△ｋ程度の差をつけることができる。よって、さらにプ
ルトニウム中の核分裂性プルトニウムの含有割合が低い
ＭＯＸ燃料集合体に含まれる可燃性毒物入り燃料棒の本
数を、プルトニウム中の核分裂性プルトニウムの含有割
合が高いＭＯＸ燃料集合体に含まれる可燃性毒物入り燃
料棒の本数よりも１本程度多くすることで、これらＭＯ
Ｘ燃料集合体の燃焼初期の無限増倍率に約５％△ｋ程度
の差をつけることができる。

【００３９】従って、このような２種類のＭＯＸ燃料集
合体を取替新燃料として装荷し、これらの体数配分を適
切に調整することで、さらに原子炉運転開始時の余剰反
応度を適正化することができる。

【００４０】なお、本実施の形態では、第２〜４サイク
ルの燃料集合体をＭＯＸ燃料集合体としているが、これ
に限るものではなくこれらの内、一部または全部がウラ
ン燃料集合体であっても同様の効果を得ることができ
る。

【００４１】

【発明の効果】以上説明したように本発明の原子炉の炉
心においては、請求項１、２、３記載の発明では、ＭＯ
Ｘ燃料集合体が装荷される炉心において、早めに炉心か
ら取り出されるＭＯＸ燃料集合体については、プルトニ
ウム中の核分裂性プルトニウムの含有割合を高くするこ
とで、炉心滞在期間中に十分な燃焼が達成されるという
効果を奏する。

【００４２】また、請求項４記載の発明では、初期プル
トニウム同位体組成の異なる２種類以上のＭＯＸ燃料集
合体を新燃料として装荷する場合、プルトニウム中の核
分裂性プルトニウム含有割合が低いＭＯＸ燃料集合体ほ
ど可燃性毒物を含む燃料棒の本数を多くし、これらＭＯ
Ｘ燃料集合体の体数配分を適切に調整することで、原子
炉運転開始時の余剰反応度を適正化することができると
いう効果を奏する。

【００４３】また、請求項５記載の発明では、複数種類
のウラン２３５濃縮度の燃料集合体を装荷したので、燃
料の高燃焼度化を図って経済性を向上させることもでき
る。さらに、請求項６記載の発明では、ウラン燃料集合
体の燃料棒本数をＭＯＸ燃料集合体のものより多くする
ことにより、ウラン燃料集合体の平均濃縮度を上げ、取
出燃焼度を上げることにより経済性を向上させつつ、Ｍ
ＯＸ燃料集合体の出力を下げ、熱的特性を緩和させると
いう効果を奏する。

【００４４】また、請求項７記載の発明では、ＭＯＸ燃
焼集合体内のウラン燃料棒の濃縮度や可燃性毒物の濃度
に軸方向分布をつけることにより、ＭＯＸ燃料集合体の
軸方向出力分布を平坦化させ、炉内の熱的特性を緩和す
るという効果を奏する。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１の実施の形態に係る沸騰水型原子
炉の炉心の１／４を示す模式的平面図である。

【図２】（ａ）は単位格子を示す模式的平面図であり、
（ｂ）は炉心の一部を示す模式的平面図である。

【図３】燃料集合体の燃焼度と無限増倍率との関係を示
す特性図である。

【図４】本発明の第１の実施の形態に係るＭＯＸ燃料集
合体のプルトニウム中の核分裂性プルトニウムの含有割
合に対する平均プルトニウム富化度を示す特性図であ
る。

【図５】（ａ）は本発明の第２の実施の形態に係る沸騰
水型原子炉の炉心を構成するウラン燃料集合体の横断面
図であり、（ｂ）はＭＯＸ燃料集合体の横断面図であ
る。

【図６】（ａ）は本発明の第３の実施の形態に係る沸騰
水型原子炉の炉心を構成するＭＯＸ燃料集合体の横断面
図であり、（ｂ）はＭＯＸ燃料集合体を構成する可燃性
毒物入り燃料棒の軸方向分布図である。

【図７】本発明の第３の実施の形態に係る沸騰水型原子
炉の炉心を構成するＭＯＸ燃料集合体の軸方向出力分布
図である。

【図８】本発明の第４の実施の形態に係る沸騰水型原子
炉の炉心の１／４を示す模式的平面図である。

【図９】可燃性毒物を含む燃料棒の本数に差異のある燃
料集合体の燃焼度と無限増倍率の関係を示す特性図であ
る。

【符号の説明】

１…制御棒２…燃料集合体３…単位格子４…炉心５…コントロールセル６…ウラン燃料集合体７…チャンネルボックス８ａ，８b …燃料棒９…ウォータロッド１０…ＭＯＸ燃料集合体１１…可燃性毒物入り燃料棒

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.⁶ 識別記号庁内整理番号ＦＩ技術表示箇所Ｇ２１Ｃ 3/30 ＧＤＢＤ (72)発明者松本一寿神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者佐伯潤神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者永野護神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】初期プルトニウム同位体組成の異なる２
種類以上のウラン・プルトニウム混合酸化物燃料集合体
を装荷することを特徴とする原子炉の炉心。
【請求項２】前記初期プルトニウム同位体組成の異な
るウラン・プルトニウム混合酸化物燃料集合体は、少な
くともプルトニウム中の核分裂性プルトニウムの含有割
合が大きいウラン・プルトニウム混合酸化物燃料集合体
とプルトニウム中の核分裂性プルトニウムの含有割合が
小さいウラン・プルトニウム混合酸化物燃料集合体の２
種類であることを特徴とする請求項１記載の原子炉の炉
心。
【請求項３】前記核分裂性プルトニウムの含有割合が
大きいウラン・プルトニウム混合酸化物燃料集合体のプ
ルトニウム富化度が前記核分裂性プルトニウムの含有割
合が小さいウラン・プルトニウム混合酸化物燃料集合体
のプルトニウム富化度よりも低いことを特徴とする請求
項２記載の原子炉の炉心。
【請求項４】前記核分裂性プルトニウムの含有割合が
大きいウラン・プルトニウム混合酸化物燃料集合体を構
成する可燃性毒物を含有する燃料棒の本数が前記核分裂
性プルトニウムの含有割合が小さいウラン・プルトニウ
ム混合酸化物燃料集合体を構成する可燃性毒物を含有す
る燃料棒の本数よりも少ないことを特徴とする請求項２
または３記載の原子炉の炉心。
【請求項５】ウラン２３５平均濃縮度が異なる複数種
類のウラン燃料集合体を装荷することを特徴とする請求
項１ないし４記載の沸騰水型原子炉の炉心。
【請求項６】ウラン燃料集合体内の燃料棒本数をウラ
ン・プルトニウム混合酸化物燃料集合体内の燃料棒本数
より多くすることを特徴とする請求項１ないし５記載の
沸騰水型原子炉の炉心。
【請求項７】プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料集
合体に含まれるウラン燃料棒のウラン濃縮度及び可燃性
毒物の濃度のうち少なくとも一方が軸方向分布を有する
ことを特徴とする請求項１ないし６記載の沸騰水型原子
炉の炉心。