JPS59147295A - 燃料集合体 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野］ 本発明は、Ｍｊ　Ｈｉｉｉ水型原子炉等に用いられる燃
料集合体に関づる。

［発明の技術的背景１ 沸胎水型原子炉の燃料集合体は、複数本の燃料棒から構
成されている。

第１図に示すように燃料棒１は、その外側をジルコニウ
ム合金からなる燃料被覆管２によって覆われている。燃
料被覆管２の上端と下端は、上部端栓３または下部端栓
４によって密封されて（Ｘる。

燃料１被覆管２の内部には、酸化ウラン等の粉末を焼結
した頬内柱状の燃料ベレツ１〜５が多数装填されている
。

第２図は燃料集合体の断面構造を表わしたものである。

チャンネルボックス６内には、６２本０〕燃料棒１と２
木のつｌターロッド７が８行８列の格子状に配列されて
いる。ウオターロット７内には比較的低い温度の軽水が
流されており、チャンネルボックス６内の軽水８の沸騰
時においても、中性子に対する減速効果を確保している
。なおチャンネルボックス６内における燃料棒１および
つｌターロッド７の本数は原子炉によって異なり、これ
らの値に限定されるものではない。

さて燃料棒１の各々の燃料ベレット５を形成する燃料物
質すなわちウランは、核分裂物質であるウラン２３５を
濃縮したものが使用されている。

ウラン２３５の濃縮度は、第３図に示す如く、燃料集合
体の高さ方向に一様に例えば約３．０重量％となってい
る。このように燃料物質の濃縮度を高めているのは、炉
心内で燃料集合体が長時間に渡って燃焼できるように大
きな反応度を確保するためである。

ところで第４図の実線Ａは、この燃料物質の燃焼度と無
限増倍率との関係を表わしたものである。

この図から了解されるように、無限増倍率は燃焼の進行
に伴って直線的に減少づる。従って燃料物質の濃縮度を
高めた状態で燃焼の末期においても無限増倍率を１．０
以上に保とうとすると、燃焼の初期に無限増倍率が過大
となる。すなわち燃焼の初期の段階では、原子炉の停止
に必要な停止余裕が得られなくなってしまう。

このような矛盾を解決するために、第２図に示した燃料
集合体の１体につき６〜８本程度の燃料棒１には、燃料
ベレットの幾つかにガドリニア（Ｇｄ２０３）等の可燃
性毒物が含有されている。

ガドリニアは中性子を吸収づる能力を備えているが、中
性子の照射を受けるに従いこの能力が低下するという性
質をもっている。従って、燃料交換から次の燃料交換ま
での間の燃焼期間（１サイクルの燃焼期間）において燃
焼する量だけ、このガドリニアを燃料ベレン１〜に含有
させる。このようなカドリニア入りの燃料ベレットを用
いると、第４図の鎖線Ｂで示すにうに、燃焼初期におけ
る無限増倍率が低下し、必要な炉停止余裕が得られるこ
とになる。また無限増倍率が低下する燃焼末期では、刀
トリニアの中性子吸収能力が十分低下するので無限増倍
率に悪影響を与えることがない。

このようにガドリニア人燃料ペレットを装填した燃料棒
は、燃焼期間中における無限増倍率を平均化する役割を
もっている。

［背景技術の問題点］ ところで原子力発電プラントの稼動率の向上や燃料経済
性の向上を計るためには、運転サイクル長さを長期化す
ることが有効である。サイクル長さを長くするためには
、燃料集合体の燃料物質であるウラン２３５の濃縮度を
高める必要かある。

しかしながら既に説明したように、ウラン２３５の濃縮
度を従来のものよりも高めると、無限増倍率が再び過大
となる。

このような事態を防止し、必要な炉停止余裕を確保する
ために、可燃性毒物の含有量を増大させた燃料集合体が
存在する。しかしながらこの燃料集合体では、サイクル
末期における可燃性毒物の残留が問題となる。とりわけ
、炉心の上部では中性子との反応率が１ヒ較的小さいの
で、可燃性毒物の残留が多くなり、反応度損失の問題が
生じる。

サイクル末期に反応度損失が大きくなると、原子炉の稼
動率や燃料の経済性を低下させる等の不具合を生じさせ
ることになり、サイクル長さを十分に長期化させること
ができない。

一方、原子炉の停止に必要な炉停止余裕を確保するもう
一つの手法として、燃料集合体の上部の一部領域で、核
分裂性物質としてのウラン２３５の濃縮度を低下さぜる
ことか行われている。ところがこのような燃料集合体で
は、出力運転状態での上部の無限増倍率が低下し炉心の
熱的特性を著しく悪化させる原因となる。

［発明の目的コ 本発明はこのような事情に鑑み、燃料物質の濃縮度を高
めても原子炉の停止に必要な炉停止余裕を確保でさ、し
かも原子炉の稼動率や燃料の経済性を損うことのない燃
料集合体を提供することをその目的とづる。

［発明の概要］ 本発明では、燃料集合体におけるその上部の一部区域に
、その下部よりも単位長さ当りの核分裂性物質および核
燃料親物質の装填量をそれぞれ少なくした核燃料低装填
率領域を形成する。゛核燃料低装填率領域は、燃料ペレ
ッ１へを中空にするか、あるいは低密度に加工すること
によって達成される。核燃料低装填率領域を形成すると
、核分裂性物質の装填量を減少さけ、原子炉停止時の反
応度を低下させることができ、炉停止余裕を増大さぼる
。またこの核燃料低装填率領域←よれば、核分裂性物質
と共に核燃料親物質の装填ｍも減少する。

従って反応度的に負の効果を与える核燃料親物質の装ｊ
ｔＸｆｆｌが減少することになり、出力運転時の反応度
の低下が防止される。

以下実施例につき本発明の詳細な説明する。

［実施例〕 本実施例の燃料集合体は、第２図に示した従来の燃料集
合体と同様に、チャンネルボックス内に６２本の燃料棒
と２本のつＡターロッドを８行８列９格子状に配列した
ものである。この燃料集合体では、燃料物質としてウラ
ン２３５を用いている。第５図は燃料集合体におけるウ
ラン２３５の濃縮度の分布を表わしたものであ□る。′
このようにこの燃料集合体では濃縮度分布が軸方向すな
わち炉心高さ方向に一様となっており、濃縮度は約３．
４重量％である。なおこの図では、既出の第３図および
次に説明する第８図等と同様に、炉心部高さ方向にあけ
る燃料ペレットの存在する部分を２４等分し、これらの
位置を数値１〜２４で表わすことにしている。

さてこの燃料集合体では、燃料棒に装填する燃料ペレッ
トとして２種類のペレットを用意している。第６図に示
した燃料ペレット１１は、従来用いられたものと同一種
類のものであり、中実のペレットである。第７図に示し
た燃料ペレット１２は中空のペレットである。今後これ
を中空燃料ペレットと呼ぶことにする。中空燃料ペレッ
ト１２の中空度を（Ｒ）とすると、これは次式で定義す
ることができる。

Ｖ（Ｒ）−ペレット中空体積／ペレット体積ただしここ
で、ペレット体積とは、中空部１３を含めたペレット全
体の体積をいい、ペレット中空体積とは中空部１３の体
積をいう。この実施例の燃料集合体では、燃料集合体の
高さ方向における所定の区域に中空度Ｖ（Ｒ）が１５％
の中空燃料ペレット１２を装填し、核燃料低装填率領域
を形成する。

第８図は燃料ペレットの中空度の分布を表わしたもので
ある。炉心部高さ方向の有効長さにおける下端から１８
／２４までの区域には中実の燃料ペレットが用いられて
おり、中空度は０％である。

また１９／２４から上端までの区域には中空燃料ベレッ
トが用いられており、中空度は１５％どなっている。こ
れが核燃料低装填率領域Ｃである。

第９図と第１０図は、この燃料集合体にお【プる単位長
さ当りのウラン２３５とウラン２３８の装填量を表わし
たものである。核分裂性物質としてのウラン２３５の場
合には、核燃料低装填率領域Ｃにおいて、装填量が他の
部分の３．４重量％から２．９重量％と低くなっている
。核燃料親物質としてのウラン２３８の場合にも、核燃
料低装填率領域Ｃにおける中空部で装填量が単純に１５
％だけ減少する。すなわら核燃料低装填率領域Ｃにおい
て、装填Φが他の部分の９６．６重量％がら８２．１重
量％に低下している。

以上第８図〜第１０図から了解されるように、核燃料低
装填率領域は燃料集合体の上部区域にのみ形成されてい
る。これは次の理由による。

一般に、沸騰水型原子炉では、炉心内において、冷却材
である軽水がボイドを発生しておりボイド分布を形成し
ている。ボイド率は、炉心上部４ヨと大きいため、炉心
上部Ｃは中性子の減速が悪く、燃料物質の中性子との反
応率が低い。このため炉心上部はど、未燃焼の燃料物質
の存在率が高い。

またボイド率の高い領域はど、核分裂性物質であるプル
トニウム２３９の拵積敞が多い。この結果、ボイｌ〜発
生が無くなる原子炉の冷態時には、炉心上部の反応度°
が過剰に高くなり、炉停止余裕を厳しくする原因となる
。従って実施例の燃料束゛合体では、炉心上部の反応度
が過剰に高くなるのを抑制づるために、この炉心上部の
一部区域にのみ核燃料低装填率領域を形成し、炉停止余
裕を効率良く確保することとしている。

次に本発明の燃料集合体の特性を、従来用いられた燃料
集合体のそれと比較しながら説明する。

第１１図は、−例として減速材のボイド率が７０％の場
合における、出力運転状態時の無限増倍率の変化を表わ
したものである。図で実線りは、平均濃縮度約３．４重
量％のウラン２３５を用いて、中空度を変化させること
によりウラン２３５を減少させる場合を示している。減
少ｉυが零の場合、すなわち燃料ペレットが中実の場合
が阜準となっている。中空部が増加しウラン２３５の装
填量が減少していくど、無限増倍率が次第に増加してい
く。これは、ウラン２３５の減少による核分裂割合の低
下よりも、ウラン２３８の（＝Ｉ帯的な減少による熱外
中性子の共ｐｉ吸収の減少の程度の方が大ぎいことによ
るものである。

これに対して鎖線Ｅは、燃料ベレットのウラン２３５の
濃縮度そのものを低下させることによりウラン２３５を
減少さぜる場合を示し−Ｃいる。平均濃縮度が約３．４
ｍｍ％のとき、ウラン２３５の減少量が零である。濃縮
度が低下しウラン２３５が減少していくと、無限増倍率
が低下づる。

このように従来の燃料集合体では、ウラン２３５の濃縮
度が低下してもウラン２３８の量が減少しない結果、熱
外中性子の共鳴吸収量が減少せず、無限増倍率は低下す
る一方である。従って、出力運転状態での反応度特性を
著しく悪くすることになる。以上から、出力運転状態に
おける中空燃料ペレッ１−の有効性が立証される。

次に第１２図は、中空燃料ベレットを装填した核燃料低
装填率領域における原子炉停止冷態時の無限増倍率の変
化量を表わしたものである。燃料ペレットの中空度を上
げウラン２３５の量を減・少しでいくと、冷温時の無限
増倍率は小さくなる。

本発明の実施例では、核燃料低装填率領域の中空度を１
５％としている。この場合、この領域での冷媒時の無限
増倍率の低Ｆｆｆｌは、約０．９％Δにとなる。

最後に第１３図は、燃料交換バッチリイズが約３．４の
炉心に燃料集合体を装荷した場合における炉停止余裕の
改善度を表わしたものである。図で横軸は、核燃料低装
填率領域に装填されている中空燃料ペレットの中空度を
とっている。実施例の中空燃料ペレットの中空度は１５
％なので、この場合の炉停止余裕の改善度は約０．６％
Δにとなる。

以上第１１図から第１３図までの説明より、中空燃料ペ
レットを用いると出力運転時の反応度特性を損うことな
く、冷態時の無限増倍率を低下さぼることができ、ひい
ては炉停止余裕を増大できることがわかる。

なお以上説明した実施例では、核燃料低装填率領域を燃
料集合体の有効長さの１８／２４から上端までとし、こ
の領域に中空度１５％の中空燃料ペレッ１〜を装填した
。各原子ノコプラントにお（プる燃料設計にあたっては
、燃料集合体の濃縮度や炉心特性等を考慮して、核燃料
低装填率領域の長さや燃料ペレットの中空度を独自に決
定すべきことはもちろんである。

また実施例では燃料棒に中空燃料ペレットを装填するこ
とにより核燃料低装填率領域を形成したが、低密度に焼
結された燃料ペレットを装填することによってもこれが
可能である。

更に実施例では核燃料低装填率領域にある燃料ペレット
をすべて中空燃料ペレットとしているが、これに限るも
のではない。例えばチＶンネルボックスに近接覆る部分
に中空燃料ペレットあるいは低密度燃料ベレットを重点
的に配置することも有効である。燃料集合体におけるウ
ラン２３５の濃縮度分布も高さ方向に一様である必要は
ない。また実施例では燃料物質として濃縮ウランを用い
たか、例えば核分裂物質であるプルトニウム２３９に天
然ウランを混合した燃料物質についても本発明の適用が
可能である。

し発明の効果］ 以上説明したように、本発明では燃料集合体の上部の一
部区域に、下部よりも単位長さ当りの核分裂性物質およ
び核燃料親物質の装置ｌＴｔ量を少なくした核燃料低装
填率領域を形成した。従って濃縮度の高い燃料集合体で
あっても、冷態時に炉心上部の反応度が過剰に高くなる
ことがなく、炉停止余裕の改善を図ることができる。ま
た従来の燃料集合体のように、余剰な可燃性毒物を燃料
集合体全体に配する必要がない。従ってサイクル末期に
可燃性毒物の残存量が十分少なくなり、反応度損失を生
じない。すなわちサイクル長さを長期化することか可能
となり、原子炉の稼働率や燃料経済性の向上等に寄与す
ることになる。

【図面の簡単な説明】

第１図は燃料棒の一部断面図、第２図は燃料集合体の横
断面図、第３図は従来用いられたウラン２３５のｉｌｌ
縮度の分布を表わす絵図、第４図は燃焼度と無限増倍率
との関係を説明するための線図、第５図〜第１３図は本
発明の一実施例を説明するためのもので、このうち第５
図はウラン２３５の濃縮度の分布を表わす線図、第６図
は中実の燃料ペレットの外観図、第７図は中空燃料ペレ
ットの外観図、第８図は燃料集合体の炉心部高さ方向に
お（プる燃料ペレットの中空度の分布を表わす線図、第
９図は同方向におｔプる単位長さ当りのウラン２３５の
装填量を表わす線図、第１０図は同方向に°ｄ３ける単
位長さ当りのウラン２３８の装填量を表わす絵図、第１
１図はウラン２３５の減少に伴う運転状態時の無限増倍
率の変化量を表わず線図、第１２図は中空燃料ペレット
によるウラン２３５の減少量と無限増倍率の変化量を表
ねり“線図、第１３図は中空燃料べ１ノツトの中空度と
炉停止余裕の改善度を表わす線図である。 １２・・・・・・中空燃料ベレット Ｃ・・・・・・核燃料低装填率領域 出　　願　　人 日本原子力事業株式会社 代　　理　　人 弁理士　　山　　内　　梅　　雄 濃縮度（Ｖ量Ｚ） 濃縮度（Ｖ量２） 元６図 単イ立長ぎもりのウラン２３８め 装　填　量　（重ｔＸン 中ダリ富米体しントの　　　　　　　　　　　　単イ立
長ざ当りのウラン？３５の中仝廣（〃）　　　　　　　
　　　　装す重量（重量Ｚ）偏１１図 ％０ ウラン？３５のＡ父ｊ（（７−ン 中々）飲料ペレットの中卆度じＡ）

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、燃料集合体高さ方向における単位長ざ当りの核分裂
   性物質ａ＞よび核燃料親物質それぞれの装填量を他の部
   分よりも少なくシｌＣ核燃料低装填率領域を、燃料集合
   体上部の一部区域に形成したことを特徴とする燃料集合
   体。 ２、核燃料低装填率領域の一部または全部に、中央部を
   中空にした中空燃料ベレットを装填したことを特徴とす
   る特許請求の範囲第１項記載の燃料集合体。 ３、核燃料低装填率領域の一部または全部に、他の燃料
   ペレットよりも低密度に加工された燃料ベレットを装填
   したことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の燃料
   集合体。