JPS5972088A - 燃料集合体 - Google Patents
燃料集合体Info
- Publication number
- JPS5972088A JPS5972088A JP57182435A JP18243582A JPS5972088A JP S5972088 A JPS5972088 A JP S5972088A JP 57182435 A JP57182435 A JP 57182435A JP 18243582 A JP18243582 A JP 18243582A JP S5972088 A JPS5972088 A JP S5972088A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- plutonium
- oxide
- uranium
- fuel rods
- 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.)
- Pending
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
- Fuel-Injection Apparatus (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の技術分野］
本発明は原子炉の燃料集合体に係り、特に軽水炉におい
て使用可能なプルトニウム燃料含有の燃料集合体に関す
る。
て使用可能なプルトニウム燃料含有の燃料集合体に関す
る。
［発明の技術的背景とその問題点］
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課題であるが、これは原子力エ
ネルギーにつしてもあてはまることである。
本にとって非常に重要な課題であるが、これは原子力エ
ネルギーにつし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
ともにに生成されるプルトニウムを使用済み燃料より取
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。
ともにに生成されるプルトニウムを使用済み燃料より取
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。
このようなプルトニウムを燃料として装荷するべき原子
炉の形態としては、高速増殖炉が最も好ましい。
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貞に
おいでは、プルトニウムを現在稼動中の軽水炉用燃料と
して適用する方がより現実的である。但し、ウラン燃料
を使用するように設計された現在稼動中の軽水炉にプル
トニウム燃料を使用する場合には、ウランとプルトニウ
ムは核特性に違いがあるため注意が必要である。
おいでは、プルトニウムを現在稼動中の軽水炉用燃料と
して適用する方がより現実的である。但し、ウラン燃料
を使用するように設計された現在稼動中の軽水炉にプル
トニウム燃料を使用する場合には、ウランとプルトニウ
ムは核特性に違いがあるため注意が必要である。
次表に沸騰水形原子炉の使用済み燃料より回収されるプ
ルトニウムの同位体組成の一例を示すが、これは２３５
Ｕ平均濃縮度が３．０重量％のウラン燃料を燃焼度２５
Ｇｗｄ／ｓｔで取出し、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。この表
において２４１ Ａ ｍは２４１ ＰＬＩのベータ崩壊
により生成されるものである。
ルトニウムの同位体組成の一例を示すが、これは２３５
Ｕ平均濃縮度が３．０重量％のウラン燃料を燃焼度２５
Ｇｗｄ／ｓｔで取出し、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。この表
において２４１ Ａ ｍは２４１ ＰＬＩのベータ崩壊
により生成されるものである。
（以下余白）
第１図に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す。この図には可燃性毒
物として、一般に用いられるガドリニウムの中性子吸収
断面積も合せ示しである。
同位体の中性子吸収断面積を示す。この図には可燃性毒
物として、一般に用いられるガドリニウムの中性子吸収
断面積も合せ示しである。
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２３９ｐｕおよび２４１ｐｕであるがこ
れらの核分裂性物質は２３５Ｕよりも中性子吸収断面積
が大きいことが第１図よりわかる。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。
核分裂性物質は２３９ｐｕおよび２４１ｐｕであるがこ
れらの核分裂性物質は２３５Ｕよりも中性子吸収断面積
が大きいことが第１図よりわかる。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、プルトニウム同位体に含まれる２４０Ｐ３−
Ｕおよび２４２ｐｕは、熱中性子による核分裂は起さな
いうえに、第１図かられかる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ず、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４【る。このようなプルトニウム燃料における中性子
スペクトルの硬化は、ウラン燃料を使用覆るように設計
されている現在稼動中の軽水炉へプルトニウム燃料を使
用した場合に幾つかの問題を引ぎ起こす。
いうえに、第１図かられかる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ず、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４【る。このようなプルトニウム燃料における中性子
スペクトルの硬化は、ウラン燃料を使用覆るように設計
されている現在稼動中の軽水炉へプルトニウム燃料を使
用した場合に幾つかの問題を引ぎ起こす。
例えば原子炉炉心にあって燃料集合体間に位置し、原子
炉の余剰反応度を制御したり、緊急時等に原子炉を停止
させたりする作用を有する制御棒の価値および燃料集合
体を構成する燃料棒のうち特定の数本に装荷され、燃料
の初期余剰反応度を抑制する作用を有する可燃性毒物の
価値が、制御棒および可燃性毒物を構成する物質がいず
れも低エネルギーの中性子に対して特にその機能を発揮
するため低下することがある。
炉の余剰反応度を制御したり、緊急時等に原子炉を停止
させたりする作用を有する制御棒の価値および燃料集合
体を構成する燃料棒のうち特定の数本に装荷され、燃料
の初期余剰反応度を抑制する作用を有する可燃性毒物の
価値が、制御棒および可燃性毒物を構成する物質がいず
れも低エネルギーの中性子に対して特にその機能を発揮
するため低下することがある。
４−
このようなプルトニウム燃料を軽水炉用の燃料として使
用可能にする１つの方法は、燃料集合体１体あたりのプ
ルトニウムを含む燃料棒の本数を少なくすることであり
、このプルトニウムを含む燃料棒の本数が少ないほどプ
ルトニウム燃料の特性はウラン燃料の特性に近付いてく
ることは明らかである。
用可能にする１つの方法は、燃料集合体１体あたりのプ
ルトニウムを含む燃料棒の本数を少なくすることであり
、このプルトニウムを含む燃料棒の本数が少ないほどプ
ルトニウム燃料の特性はウラン燃料の特性に近付いてく
ることは明らかである。
しかしながら、よく知られているようにプルトニウム同
位体は化学的に毒性が強く、そのうえα線およびγ線を
放出するため、プルトニウム燃料の製造および取扱いは
ウラン燃料の場合に比べて非常に複雑であり、従って、
１つの燃料集合体にプルトニウムをできるだけ多く装荷
し、これに・よりプルトニウムを含む燃料集合体の数を
できるたけ少なくすることが望ましい。
位体は化学的に毒性が強く、そのうえα線およびγ線を
放出するため、プルトニウム燃料の製造および取扱いは
ウラン燃料の場合に比べて非常に複雑であり、従って、
１つの燃料集合体にプルトニウムをできるだけ多く装荷
し、これに・よりプルトニウムを含む燃料集合体の数を
できるたけ少なくすることが望ましい。
従来、燃料集合体にプルトニウムを装荷する方法とじて
、（イ）燃料集合体間の中央付近に酸化ウランと酸化プ
ルトニウムとからなる燃料棒（以下混合燃料棒と称す）
を配置し、酸化ウランのみからなる燃料棒（以下ウラン
燃料棒と称す）で周りを囲む方法、ａ３よび（ロ）中央
付近にウラン燃料棒を配置して周辺部に混合燃料棒を配
置する方法、の２つが主なものとして考えられＣきた。
、（イ）燃料集合体間の中央付近に酸化ウランと酸化プ
ルトニウムとからなる燃料棒（以下混合燃料棒と称す）
を配置し、酸化ウランのみからなる燃料棒（以下ウラン
燃料棒と称す）で周りを囲む方法、ａ３よび（ロ）中央
付近にウラン燃料棒を配置して周辺部に混合燃料棒を配
置する方法、の２つが主なものとして考えられＣきた。
（イ）の場合、周辺部にウラン燃１１俸を配置すること
により、制御棒価値の低下を小さくすることができるが
、混合燃料棒を中央部付近に配置すると、必然的に燃料
集合体に装荷できるプルトニウム量は制限され、ウラン
燃料棒だけで構成した燃料集合体に近くなる。
により、制御棒価値の低下を小さくすることができるが
、混合燃料棒を中央部付近に配置すると、必然的に燃料
集合体に装荷できるプルトニウム量は制限され、ウラン
燃料棒だけで構成した燃料集合体に近くなる。
一方、（［１）の場合、混合燃料棒を周辺部に配置する
ため制御棒の価値が低下するが、混合燃料棒は減速材で
ある水ギャップに而しているので、混合燃１１棒が吸収
する中性子は、第１図に示された、２４°ｐｕおよび２
４２ＰＵの共鳴吸収のピークが存在するエネルギー領域
（約１〜３（！Ｖ）や、第２図に示すように、２３９ｐ
ｕのη値が極小値をとり、かつ２３５Ｕのη値よりも小
さくなるエネルギー領域よりもエネルギーの低いエネル
ギー領域まで減速されたものの割合が大きくなる。
ため制御棒の価値が低下するが、混合燃料棒は減速材で
ある水ギャップに而しているので、混合燃１１棒が吸収
する中性子は、第１図に示された、２４°ｐｕおよび２
４２ＰＵの共鳴吸収のピークが存在するエネルギー領域
（約１〜３（！Ｖ）や、第２図に示すように、２３９ｐ
ｕのη値が極小値をとり、かつ２３５Ｕのη値よりも小
さくなるエネルギー領域よりもエネルギーの低いエネル
ギー領域まで減速されたものの割合が大きくなる。
従って中性子は２４°ｐｕおよび２４２ＰＬＩの共鳴吸
収を逃れることができ、かつ２３９−ｐｕの熱中性子に
対するη値が２３５Ｕよりも大きいという特性を生かす
ことができる。
収を逃れることができ、かつ２３９−ｐｕの熱中性子に
対するη値が２３５Ｕよりも大きいという特性を生かす
ことができる。
ここで、η値とは、中性子吸収断面積σａ、核分裂断面
積σｆ、核分裂１回あたりの放出中性子個数νを用いて
、η−ν・σｆ／σａで定義される渚であり、入射中性
子１個に対する放出中性子の個数を示す値である。
積σｆ、核分裂１回あたりの放出中性子個数νを用いて
、η−ν・σｆ／σａで定義される渚であり、入射中性
子１個に対する放出中性子の個数を示す値である。
また、周辺部に混合燃料棒を配置することによって、燃
料集合体あたりに装荷できるプルトニウム量を多くでき
る。
料集合体あたりに装荷できるプルトニウム量を多くでき
る。
［発明の目的］
本発明はかかる従来の事情に対処してなされたもので、
制御棒挿入側の周辺部にウラン燃料棒を配置し、その他
の部分には混合燃お１棒を配置することにより、制御棒
価値の低下を小さく抑えることができるとともに、でき
る限り多最のプルトニウムを装荷でき、かつ２４°ｐｕ
および２４２ＰＵの共鳴吸収を逃れ、かつ２３９ｐＵが
２３８Ｕよりも熱中性子に対するη値が大きいという特
性７− を生かすことができる燃料集合体を提供することを目的
とする。
制御棒挿入側の周辺部にウラン燃料棒を配置し、その他
の部分には混合燃お１棒を配置することにより、制御棒
価値の低下を小さく抑えることができるとともに、でき
る限り多最のプルトニウムを装荷でき、かつ２４°ｐｕ
および２４２ＰＵの共鳴吸収を逃れ、かつ２３９ｐＵが
２３８Ｕよりも熱中性子に対するη値が大きいという特
性７− を生かすことができる燃料集合体を提供することを目的
とする。
［発明の概要］
本発明の燃料集合体は、核分裂性物質として酸化プルト
ニウムと酸化ウランの混合物もしくは酸化ウラン単独を
含有する燃料棒を格子状に複数配列した燃料集合体にお
いて、前記集合体内の制御棒挿入側の周辺部に酸化ウラ
ン単独の燃料棒を配冒し、その伯の部分には酸化プルト
ニウムと酸化ウランの混合物からなる燃料棒を配置した
ことを特徴とするものである。
ニウムと酸化ウランの混合物もしくは酸化ウラン単独を
含有する燃料棒を格子状に複数配列した燃料集合体にお
いて、前記集合体内の制御棒挿入側の周辺部に酸化ウラ
ン単独の燃料棒を配冒し、その伯の部分には酸化プルト
ニウムと酸化ウランの混合物からなる燃料棒を配置した
ことを特徴とするものである。
［発明の実施例］
以下本発明の詳細を図面に示す一実施例について説明す
る。
る。
第３図に本発明の燃料集合体の一実施例を示す。
図において符号１は沸騰水形軽水炉の制御棒で、燃料集
合体２はチャンネルボックス３、ウォーターロッド４お
よび燃料棒５．６．７．８．９．１０．１１より構成さ
れる。
合体２はチャンネルボックス３、ウォーターロッド４お
よび燃料棒５．６．７．８．９．１０．１１より構成さ
れる。
そして、燃料集合体２の内側に配置される燃料８−
棒のペレッ１〜には核分裂性物質が多く、外側に配置さ
れる燃料棒のペレッ；〜には核分裂性物質が少なくなる
ように調整される。こうすることにより燃料集合体２内
の相対出力分布はかなり平坦になり、燃料集合体の健全
性が保たれる。燃料棒５．６．７．８．９．１０，１１
に充填される燃料ペレットは次の通りである。
れる燃料棒のペレッ；〜には核分裂性物質が少なくなる
ように調整される。こうすることにより燃料集合体２内
の相対出力分布はかなり平坦になり、燃料集合体の健全
性が保たれる。燃料棒５．６．７．８．９．１０，１１
に充填される燃料ペレットは次の通りである。
燃料棒５（１６本）：酸化ウラン
酸化ウラン（２３５（Ｊ平均濃縮度３，０９重量％）
燃料棒６（１４本）：酸化ウランと酸化プルトニウムの
混合物 酸化ウラン（＋！ ３５ ｊＪ平均濃縮度０．７１１重
量％） 酸化プルトニウム（核分裂性プルトニウム冨化度４．７
重量％） 燃料棒７（８本）−酸化ウランと酸化プルトニウムの混
合物 酸化ウラン（２３５Ｕ平均濃縮度０．７１１重世％） 酸化プルトニウム〈核分裂ｔｒ＋プルトニウム富化度３
．３車間％） 燃料棒８（９本）：酸化ウランと酸化プル１〜ニウムの
混合物 酸化ウラン（２３５１Ｊ平均淵縮度０．７１１重但％） 酸化プルトニウム（核分裂性プルトニウム冨化度１．８
重量％） 燃料棒９（４本）＝Ｍ酸化ウラン酸化プルトニウムの混
合物 酸化ウラン（２３５１Ｊ平均濃縮度０．７１１槍措％） 酸化プルトニウム（核分裂性プルトニウム富化度１．４
重用％） 燃料棒１０（１本）：酸化ウランと酸化プルトニウムの
混合物 酸化ウラン（２３５Ｕ平均濃縮度０．７１１重量％〉 酸化プルトニウム（核分裂性プルトニウム富化度０．８
９重量％） 燃料棒１１（１０本）二酸化ウランと酸化プルトニウム
の混合物 酸化ウラン（２３５Ｕ平均濃縮度０．７１１Ｖ量％） 酸化プルトニウム（核分裂性プルトニウム富化度１．８
重怜％） 可燃性毒物（２，Ｏ重量％） ところで実際に燃ｒ１集合体を製造する際には、製造の
複雑さを考慮しなりればならないことは明らかである。
混合物 酸化ウラン（＋！ ３５ ｊＪ平均濃縮度０．７１１重
量％） 酸化プルトニウム（核分裂性プルトニウム冨化度４．７
重量％） 燃料棒７（８本）−酸化ウランと酸化プルトニウムの混
合物 酸化ウラン（２３５Ｕ平均濃縮度０．７１１重世％） 酸化プルトニウム〈核分裂ｔｒ＋プルトニウム富化度３
．３車間％） 燃料棒８（９本）：酸化ウランと酸化プル１〜ニウムの
混合物 酸化ウラン（２３５１Ｊ平均淵縮度０．７１１重但％） 酸化プルトニウム（核分裂性プルトニウム冨化度１．８
重量％） 燃料棒９（４本）＝Ｍ酸化ウラン酸化プルトニウムの混
合物 酸化ウラン（２３５１Ｊ平均濃縮度０．７１１槍措％） 酸化プルトニウム（核分裂性プルトニウム富化度１．４
重用％） 燃料棒１０（１本）：酸化ウランと酸化プルトニウムの
混合物 酸化ウラン（２３５Ｕ平均濃縮度０．７１１重量％〉 酸化プルトニウム（核分裂性プルトニウム富化度０．８
９重量％） 燃料棒１１（１０本）二酸化ウランと酸化プルトニウム
の混合物 酸化ウラン（２３５Ｕ平均濃縮度０．７１１Ｖ量％） 酸化プルトニウム（核分裂性プルトニウム富化度１．８
重怜％） 可燃性毒物（２，Ｏ重量％） ところで実際に燃ｒ１集合体を製造する際には、製造の
複雑さを考慮しなりればならないことは明らかである。
製造の複雑さを小さくするためには、１つの燃料集合体
あたりの燃料棒の種類が少ない方がよい。
あたりの燃料棒の種類が少ない方がよい。
この観点より、上記実施例の第３図で、燃料棒９．１０
に相当する位置の計５本の混合燃料棒をウラン燃料棒と
する。
に相当する位置の計５本の混合燃料棒をウラン燃料棒と
する。
こうすることによって、相対出力分布を悪化させずに、
第１の実施例においても５種類であった。
第１の実施例においても５種類であった。
混合燃料棒を３種類とすることができる。
このように混合燃料棒の種類を３種類とした本発明の第
２の実施例を第４図に示す。この図にお１１− いて、２１は制御棒、２２は燃料集合体、２３はチャン
ネルボックス、２４はウォーターロッドで、２５〜２９
の燃料棒に充填される燃料ペレットは以下の通りである
。
２の実施例を第４図に示す。この図にお１１− いて、２１は制御棒、２２は燃料集合体、２３はチャン
ネルボックス、２４はウォーターロッドで、２５〜２９
の燃料棒に充填される燃料ペレットは以下の通りである
。
燃料棒２５（２１本）：酸化ウラン
酸化ウラン（２３５Ｕ平均濃縮度３．０４重母％）
燃ｒ１棒２６（１４本）：酸化ウランと酸化プルトニウ
ムの混合物 酸化ウラン（２３５Ｕ平均濃縮度０．７１重量％） 酸化プルトニウム（核分裂性プルトニウム富化度４．５
２槍母％） 燃料棒２７（８本）二酸化ウランと酸化プルトニウムの
混合物 酸化ウラン（２３５１Ｊ平均淵縮度０．７１重量％） 酸化プルトニウム（核分裂性プルトニウム富化度２．７
４重量％） 燃料棒２８（９本）：酸化ウランと酸化プルト１２− ニウムの混合物 酸化ウラン（２３５Ｕ平均濃縮度０．７１重量％） 酸化プルトニウム（核分裂性プルトニウム富化度１．５
１重量％） 燃料棒２９（１０本）：酸化ウランと酸化プルトニウム
の混合物 酸化ウラン（２３５Ｕ平均濃縮度０．７１重母％） 酸化プルトニウム（核分裂性プルトニウム富化度２．７
４重量％） 可燃性毒物（１，８重量％） 第５図および第６図にそれぞれ本発明の第１および第２
の実施例について燃料集合体内の相対出力分布を示す。
ムの混合物 酸化ウラン（２３５Ｕ平均濃縮度０．７１重量％） 酸化プルトニウム（核分裂性プルトニウム富化度４．５
２槍母％） 燃料棒２７（８本）二酸化ウランと酸化プルトニウムの
混合物 酸化ウラン（２３５１Ｊ平均淵縮度０．７１重量％） 酸化プルトニウム（核分裂性プルトニウム富化度２．７
４重量％） 燃料棒２８（９本）：酸化ウランと酸化プルト１２− ニウムの混合物 酸化ウラン（２３５Ｕ平均濃縮度０．７１重量％） 酸化プルトニウム（核分裂性プルトニウム富化度１．５
１重量％） 燃料棒２９（１０本）：酸化ウランと酸化プルトニウム
の混合物 酸化ウラン（２３５Ｕ平均濃縮度０．７１重母％） 酸化プルトニウム（核分裂性プルトニウム富化度２．７
４重量％） 可燃性毒物（１，８重量％） 第５図および第６図にそれぞれ本発明の第１および第２
の実施例について燃料集合体内の相対出力分布を示す。
これらの図に示すように、局所出力係数が第１、第２の
実施例でそれぞれ１．１７４および１．１７９であり、
従来の酸化ウランからなる燃料集合体並みの特性である
といえる。
実施例でそれぞれ１．１７４および１．１７９であり、
従来の酸化ウランからなる燃料集合体並みの特性である
といえる。
第７図は燃焼初期における制御棒価値と混合燃１棒本数
との関係を示すもので、ここで制御棒価値は次のように
定義しＣいる。
との関係を示すもので、ここで制御棒価値は次のように
定義しＣいる。
（制御棒価値％Δに／ｋ）
＝（（制御棒引抜時無限増倍率）−（制御棒挿入時無限
増倍率））／（制御棒引抜時無限増倍率）ｘｌＯＯ 第７図において、符号３１は第４図に示した第２の実施
例の燃料集合体、３２は酸化ウラン燃料棒のみからなる
燃料集合体（２３！ｉ ｕ平均濃縮度３．０重量％）、
３３は全燃料棒が混合燃料棒である燃料集合体（２３５
ｊＪ平平均線縮度０７１重量％、核分裂性プルトニウム
富化度２．５８重量％）、３４は第８図に示すＪ：うに
、全燃ｒ３１棒配置を、第４図に示した第２の実施例の
燃料集合体と１８０度回転させたもので、３１と３４で
は燃料集合体を構成する燃料棒は、その配置が異なる以
外はまったく同じである。
増倍率））／（制御棒引抜時無限増倍率）ｘｌＯＯ 第７図において、符号３１は第４図に示した第２の実施
例の燃料集合体、３２は酸化ウラン燃料棒のみからなる
燃料集合体（２３！ｉ ｕ平均濃縮度３．０重量％）、
３３は全燃料棒が混合燃料棒である燃料集合体（２３５
ｊＪ平平均線縮度０７１重量％、核分裂性プルトニウム
富化度２．５８重量％）、３４は第８図に示すＪ：うに
、全燃ｒ３１棒配置を、第４図に示した第２の実施例の
燃料集合体と１８０度回転させたもので、３１と３４で
は燃料集合体を構成する燃料棒は、その配置が異なる以
外はまったく同じである。
しかしながら、３４は３３と同様に燃料集合体の制御棒
に近い側に混合燃料棒が配置されているため、３３およ
び３４での制御棒側での中性子スペクトルはほとんど同
等とみなすことができ、従って３３と３４での制御棒価
値はほとんど同等な値である。
に近い側に混合燃料棒が配置されているため、３３およ
び３４での制御棒側での中性子スペクトルはほとんど同
等とみなすことができ、従って３３と３４での制御棒価
値はほとんど同等な値である。
一方、３１では制御棒側最外周第１層に酸化ウラン燃料
棒が配置されているため、３４に比べて中性子スペクト
ルの硬化が抑えられ、従って３３．３４と比較した場合
、制御棒価値の低下は小さく抑えられる。
棒が配置されているため、３４に比べて中性子スペクト
ルの硬化が抑えられ、従って３３．３４と比較した場合
、制御棒価値の低下は小さく抑えられる。
［発明の効果］
以上の説明から明らかなように本発明の燃料集合体は、
制御棒挿入側の最外周第１層にウラン燃料棒が配置され
ているため、制御棒価値の低下が小さく抑えられるとと
もに、ウォーターロッドに関して制御棒挿入側と反対側
の最外周第１層には混合燃料棒が配置されているため、
中性子が水ギｔ”ｙプによっＴ２３９ｐｕ 、”°ｐｕ
および２４２ＰＵの共鳴吸収があるエネルギー領域より
も低いエネルギー領域まで減速され、従ってほとんど共
鳴捕獲である２４°ｐｕおよび２４２ＰＵの共鳴吸収を
逃れることができ、かつη値が極小値１５− となる２ ３９ Ｆ）ＩＪの約０．３ｅ Ｖの共鳴吸収
を逃れることにより、２３９ＰＵが２３５Ｕよりも大ぎ
なη値を有するという特性をも生がずことができる。
制御棒挿入側の最外周第１層にウラン燃料棒が配置され
ているため、制御棒価値の低下が小さく抑えられるとと
もに、ウォーターロッドに関して制御棒挿入側と反対側
の最外周第１層には混合燃料棒が配置されているため、
中性子が水ギｔ”ｙプによっＴ２３９ｐｕ 、”°ｐｕ
および２４２ＰＵの共鳴吸収があるエネルギー領域より
も低いエネルギー領域まで減速され、従ってほとんど共
鳴捕獲である２４°ｐｕおよび２４２ＰＵの共鳴吸収を
逃れることができ、かつη値が極小値１５− となる２ ３９ Ｆ）ＩＪの約０．３ｅ Ｖの共鳴吸収
を逃れることにより、２３９ＰＵが２３５Ｕよりも大ぎ
なη値を有するという特性をも生がずことができる。
第１図はウラン、プルトニウムの同位体および可燃性毒
物として用いられるガドリウムの中性子吸収断面積の中
性子エネルギーに関するグラフ、第２図は２３５Ｕおよ
び２３９ｐｕのη値の中性子エネルギーに関するグラフ
、第３図は本発明の燃料集合体の第１の実施例を示す横
断面図、第４図は本発明の燃料集合体の第２の実施例を
示す横断面図、第５図および第６図はそれぞれ第１、第
２の実施例の燃料集合体内の相対出力分布を示す図、第
７図は混合燃料棒本数と燃焼初期における制御棒価値の
関係を示すグラフ、第８図は第４図に示した燃料集合体
内ウォーターロッドに関して１８０度回転させたものを
示す横断面図である。 １．２１・・・制御棒 ２．２２・・・燃料集合体 −１７−ｒ：ワｒ ＝１６− ４．２４・・・ウォーターロッド ５．２５・・・ウラン燃料棒 ６〜１０．２６〜２８・・・混合燃料棒１１〜２９・・
・可燃性毒物含有混合燃ｒ１棒代理人弁理士 須
山 佐 − １８− 第４図 ２ン ５４１− 第５図
物として用いられるガドリウムの中性子吸収断面積の中
性子エネルギーに関するグラフ、第２図は２３５Ｕおよ
び２３９ｐｕのη値の中性子エネルギーに関するグラフ
、第３図は本発明の燃料集合体の第１の実施例を示す横
断面図、第４図は本発明の燃料集合体の第２の実施例を
示す横断面図、第５図および第６図はそれぞれ第１、第
２の実施例の燃料集合体内の相対出力分布を示す図、第
７図は混合燃料棒本数と燃焼初期における制御棒価値の
関係を示すグラフ、第８図は第４図に示した燃料集合体
内ウォーターロッドに関して１８０度回転させたものを
示す横断面図である。 １．２１・・・制御棒 ２．２２・・・燃料集合体 −１７−ｒ：ワｒ ＝１６− ４．２４・・・ウォーターロッド ５．２５・・・ウラン燃料棒 ６〜１０．２６〜２８・・・混合燃料棒１１〜２９・・
・可燃性毒物含有混合燃ｒ１棒代理人弁理士 須
山 佐 − １８− 第４図 ２ン ５４１− 第５図
Claims (3)
- （１）核分裂性物質として酸化プルトニウムと酸化ウラ
ンの混合物もしくは酸化ウランを単独で含有する燃料棒
を格子状に複数配列した燃料集合体において、前記燃料
集合体内の制御棒挿入側周辺部に前記酸化ウラン単独の
燃料棒を配置し、その他の部分には前記酸化プルトニウ
ムと酸化ウランの混合物からなる燃料棒を配置したこと
を特徴とする燃料集合体。 - （２）最外周第１層の燃料棒のうち、制御棒挿入側の最
外同第１囮全部および第２層の燃料棒のうち、前記制御
棒挿入側のコーナーの１木に酸化ウラン単独の燃料棒を
配置してなる特許請求の範囲第１項記載の燃料集合体。 - （３）最外周第１層の燃料棒のうち、各コーナー３本の
計１２本と制御棒挿入側の最外周第１層残り全部および
第２層の燃料棒のうち、前記制御棒挿入側のコーナーの
１木に酸化ウラン単独の燃料棒を配置してなる特許請求
の範囲第１項記載の燃料集合体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57182435A JPS5972088A (ja) | 1982-10-18 | 1982-10-18 | 燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57182435A JPS5972088A (ja) | 1982-10-18 | 1982-10-18 | 燃料集合体 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5972088A true JPS5972088A (ja) | 1984-04-23 |
Family
ID=16118214
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57182435A Pending JPS5972088A (ja) | 1982-10-18 | 1982-10-18 | 燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5972088A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH03128482A (ja) * | 1989-07-11 | 1991-05-31 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4841196A (ja) * | 1971-09-30 | 1973-06-16 | ||
| JPS50130996A (ja) * | 1974-04-05 | 1975-10-16 | ||
| JPS529792A (en) * | 1975-07-15 | 1977-01-25 | Hitachi Ltd | Fuel assembly |
-
1982
- 1982-10-18 JP JP57182435A patent/JPS5972088A/ja active Pending
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4841196A (ja) * | 1971-09-30 | 1973-06-16 | ||
| JPS50130996A (ja) * | 1974-04-05 | 1975-10-16 | ||
| JPS529792A (en) * | 1975-07-15 | 1977-01-25 | Hitachi Ltd | Fuel assembly |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH03128482A (ja) * | 1989-07-11 | 1991-05-31 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Jo et al. | Design optimization of cylindrical burnable absorber inserted into annular fuel pellets for soluble-boron-free SMR | |
| George et al. | Neutronics studies of uranium-bearing fully ceramic microencapsulated fuel for pressurized water reactors | |
| Lau et al. | Improvement of LWR thermal margins by introducing thorium | |
| Nabila et al. | Neutronic and fuel cycle performance of LEU fuel with different means of excess reactivity control: Impact of neutron leakage and refueling scheme | |
| JP2003532087A (ja) | 原子炉での微量アクチニドの消滅方法 | |
| Bolukbasi et al. | Effect of ZrB2 and UB2 discrete burnable absorber pins on fuel reactivity | |
| JPH0854484A (ja) | 原子炉の燃料集合体 | |
| JPS5972088A (ja) | 燃料集合体 | |
| Gholamzadeh et al. | Neutronics investigation of CANada Deuterium Uranium 6 reactor fueled (transuranic–Th) O2 using a computational method | |
| JP2006064678A (ja) | 原子炉の燃料集合体配置方法、燃料棒および燃料集合体 | |
| JPH04357493A (ja) | 燃料集合体の構造 | |
| JP3037712B2 (ja) | 原子炉用燃料集合体の製造方法 | |
| Mustafa et al. | Utilizing even Plutonium Isotopes as burnable absorbers for controlling the reactivity and power distribution in Pressurized Water Reactors | |
| JPS6361990A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH0545482A (ja) | 燃料集合体 | |
| Nishimura | 3.2. 2 MOX fuel design | |
| JPH09251087A (ja) | 燃料集合体 | |
| JP3485956B2 (ja) | 原子炉炉心およびその燃料集合体 | |
| Talamo | Studies on the feasibility of the LWRs waste-thorium in-core fuel cycle in the gas turbine-modular helium reactor | |
| JPS6151275B2 (ja) | ||
| JPS5918485A (ja) | 原子炉燃料集合体 | |
| JPS61147183A (ja) | 燃料集合体 | |
| JP3130602B2 (ja) | 原子炉の炉心および燃料集合体群 | |
| Pope et al. | Reactor physics behavior of transuranic-bearing TRISO-Particle fuel in a pressurized water reactor | |
| JPH02232595A (ja) | 沸騰水型原子炉の燃料装荷方法 |