JPS61134689A - 原子炉燃料棒集合体 - Google Patents
原子炉燃料棒集合体Info
- Publication number
- JPS61134689A JPS61134689A JP60270877A JP27087785A JPS61134689A JP S61134689 A JPS61134689 A JP S61134689A JP 60270877 A JP60270877 A JP 60270877A JP 27087785 A JP27087785 A JP 27087785A JP S61134689 A JPS61134689 A JP S61134689A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- nuclear fuel
- boron carbide
- nuclear
- 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.)
- Granted
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/16—Details of the construction within the casing
- G21C3/18—Internal spacers or other non-active material within the casing, e.g. compensating for expansion of fuel rods or for compensating excess reactivity
-
- 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
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- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (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】
ｉ五ユ比１
この発明は、ヘリウムガス不透過性物質で被覆した酸化
ガドリニウム粒子及び炭化ホウ素粒子を組み会わせた可
燃性吸収材を、核分裂性燃料中に混合しな、改良された
核燃ｆｌ棒に間するものである。
ガドリニウム粒子及び炭化ホウ素粒子を組み会わせた可
燃性吸収材を、核分裂性燃料中に混合しな、改良された
核燃ｆｌ棒に間するものである。
１息ｌ］Ｌ【
核分裂の過程は、４７．膿縮二Ｉ’１ｌｌｌ’！ウラン
である核分裂性燃料物質が２８又はそれ以上の低質量数
の核分裂生成物に壊変することを含むことは周知である
。特にこの核分裂の過程は、連鎖反応の基礎となる利用
できる遊離中性子数の増加をも含む。
である核分裂性燃料物質が２８又はそれ以上の低質量数
の核分裂生成物に壊変することを含むことは周知である
。特にこの核分裂の過程は、連鎖反応の基礎となる利用
できる遊離中性子数の増加をも含む。
原子炉をある期間以上運転した場合には、核分裂性物質
を含む燃料気合体は核分裂性物質が消耗するからＩ＆決
に収り替えなければならない、この取り絆え工程は時間
消費的であり高値につくものであるから、実際には所定
燃料気合体の寿命を使用できる限り延ばすことが望まし
い、従って、計算量の少量の寄生的中性子捕獲元素を核
燃料に添加すると、熱中性子炉に非常に育利な効果をも
ならず、このような中性子捕獲元素は、通常これらが中
性子吸収の高い可能性すなわち中性子吸収断面積をもち
、新たなすなわち付加的な中性子を生じず、又は中性子
吸収の結果として新たな吸収材に変換しないとき、”可
燃性吸収材“と呼ばれる。原子炉運転中、可燃性吸収材
は徐々にその量が減少して同時に起こる核分裂性物質の
減少とバランスする。
を含む燃料気合体は核分裂性物質が消耗するからＩ＆決
に収り替えなければならない、この取り絆え工程は時間
消費的であり高値につくものであるから、実際には所定
燃料気合体の寿命を使用できる限り延ばすことが望まし
い、従って、計算量の少量の寄生的中性子捕獲元素を核
燃料に添加すると、熱中性子炉に非常に育利な効果をも
ならず、このような中性子捕獲元素は、通常これらが中
性子吸収の高い可能性すなわち中性子吸収断面積をもち
、新たなすなわち付加的な中性子を生じず、又は中性子
吸収の結果として新たな吸収材に変換しないとき、”可
燃性吸収材“と呼ばれる。原子炉運転中、可燃性吸収材
は徐々にその量が減少して同時に起こる核分裂性物質の
減少とバランスする。
燃料！＆会体の寿命は、初期に５１の核分裂性物質を含
ませ、これに計算量の可燃性吸収材を組み合わせること
によって延長される。このような燃料気合体の運転初期
の間は、過剰の中性子は可燃性吸収材に吸収され、この
可燃性吸収材は核分裂性物質の有効性が低下した寿命の
終期における該燃料気合体の反応性に実質的に影響を与
えない低中性子吸収断面積をもつ元素に変換される。中
性子吸収材は燃ｆｌ集合体の寿命の初期の閏は多量の核
分裂性物質と補償しているが、燃料気合体の寿命終期に
は徐々に少なくなっていく吸収材が中性子を捕獲するこ
とによりχ、相対的に一定の核分裂レベルでの燃料気合
体の長寿命が保証される。
ませ、これに計算量の可燃性吸収材を組み合わせること
によって延長される。このような燃料気合体の運転初期
の間は、過剰の中性子は可燃性吸収材に吸収され、この
可燃性吸収材は核分裂性物質の有効性が低下した寿命の
終期における該燃料気合体の反応性に実質的に影響を与
えない低中性子吸収断面積をもつ元素に変換される。中
性子吸収材は燃ｆｌ集合体の寿命の初期の閏は多量の核
分裂性物質と補償しているが、燃料気合体の寿命終期に
は徐々に少なくなっていく吸収材が中性子を捕獲するこ
とによりχ、相対的に一定の核分裂レベルでの燃料気合
体の長寿命が保証される。
従って、注意深１１ｍした量の核燃料と可燃性吸収材を
含む燃料気合体は、中性子の相対的に一定の生成及び反
応性によって燃料気合体の寿命の延長を達成することが
できる。
含む燃料気合体は、中性子の相対的に一定の生成及び反
応性によって燃料気合体の寿命の延長を達成することが
できる。
燃料気合体中に可燃性吸収材を組み合わせることは、に
予力産業において核燃料の能力を増大し、それによって
炉心の７．７ （ｄ を延長する有効な千Ｆ又として認
められてきた。可燃性吸収材は核燃料と均一に１１１き
される（すなわち分散吸収材）か、又は原子炉中に別の
１１ｇ例えば別々の可燃性吸収相棒として分離して配置
されることによって、核燃料とほぼ同じ速度で燃焼又は
減損する。従って、炉心の反応性は炉心の活性野合期閏
にわたって相対的に一定に維持される。
予力産業において核燃料の能力を増大し、それによって
炉心の７．７ （ｄ を延長する有効な千Ｆ又として認
められてきた。可燃性吸収材は核燃料と均一に１１１き
される（すなわち分散吸収材）か、又は原子炉中に別の
１１ｇ例えば別々の可燃性吸収相棒として分離して配置
されることによって、核燃料とほぼ同じ速度で燃焼又は
減損する。従って、炉心の反応性は炉心の活性野合期閏
にわたって相対的に一定に維持される。
核燃料に分散吸収材として混合されている種々の可燃性
吸収材の中で、酸化ガドリニウムは熱中性子吸収捕獲断
面積が極めて高いことから、優れた吸収材であることが
見出されている。従って。
吸収材の中で、酸化ガドリニウムは熱中性子吸収捕獲断
面積が極めて高いことから、優れた吸収材であることが
見出されている。従って。
４１に酸化ウランすなわち高Ｌｌ−２３５同位体含有量
の二酸化ウランと酸化ガドリニウムとの混合物は、従来
から穣燃料ベレブトの製造に使用されている。
の二酸化ウランと酸化ガドリニウムとの混合物は、従来
から穣燃料ベレブトの製造に使用されている。
ｍ料ベレットに可燃性吸収材として使用される場合、酸
化ガドリニウムの中性子吸収量はある間開は相対的に安
定しているが、その後では中性子吸収量が非常に急速に
減少し１次いで中性子を吸収しなくなる１司題点がある
。事実、 ＩｌＩ化ガドリニウムの燃焼速度は所望する
燃焼速度より速い、また、多量の酸化ガドリニウムを二
酸化ウランに添加して核燃料ベレツトを製造する場合に
も問題があり、すなわちベレット製造時に核燃料及び吸
収材をＷ！夷な塊に造塊する点で物理的限界があるこλ とである、核燃料中に焼結した酸化ガドリニウムの微小
球を使用することが米国特許第３７５９７８６号明細書
に提唱さ五ており、二酸化ウラン中で消耗する吸収材と
して微小球の形態でｒ！４製された被覆された酸化ガド
リニウム飼えばモリブデンで被覆した酸化ガドリニウム
微小球の使用が説明されている。ｉ小球の形態に１１４
製された、中性子捕獲断面積が低い金属のホウ化物例え
ばジルコニウムのホウ化物及びホウ化ウランもまた二酸
化ウランに混合されることが提唱されている。
化ガドリニウムの中性子吸収量はある間開は相対的に安
定しているが、その後では中性子吸収量が非常に急速に
減少し１次いで中性子を吸収しなくなる１司題点がある
。事実、 ＩｌＩ化ガドリニウムの燃焼速度は所望する
燃焼速度より速い、また、多量の酸化ガドリニウムを二
酸化ウランに添加して核燃料ベレツトを製造する場合に
も問題があり、すなわちベレット製造時に核燃料及び吸
収材をＷ！夷な塊に造塊する点で物理的限界があるこλ とである、核燃料中に焼結した酸化ガドリニウムの微小
球を使用することが米国特許第３７５９７８６号明細書
に提唱さ五ており、二酸化ウラン中で消耗する吸収材と
して微小球の形態でｒ！４製された被覆された酸化ガド
リニウム飼えばモリブデンで被覆した酸化ガドリニウム
微小球の使用が説明されている。ｉ小球の形態に１１４
製された、中性子捕獲断面積が低い金属のホウ化物例え
ばジルコニウムのホウ化物及びホウ化ウランもまた二酸
化ウランに混合されることが提唱されている。
ホウ素化合物例えば炭化ホウ素もまた可燃性吸収材とし
て使用することが知られている。８１同位体を含むホウ
素化合物は可燃性吸収材として使用できるが、酸化ガド
リニウムと同程度の中性子吸収１ｍ力を持っていないの
で、５ｂｔに代用しなければならず、従って、燃料ペレ
ット中の核燃料の一部と置換しなければならない、さら
に、ホウ素は可燃性吸収材として使用した時に燃焼する
間にヘリウムガスを生成させ、このヘリウムガスは燃料
部ｆイ中で望ましくない圧力増加をもたらす、Ｍえば慣
用の燃料棒と共にこれとは別な可燃性毒物棒中にホウ素
化合物を使用する堝きには、被覆された炭化ホウ素を使
用し、炭化ホウ素粒子表面上の被覆によりヘリウムガス
を内包させている９例えば米国特許第３３５６６１８号
明細書は被覆されたホウ素粒子の形成を教示しており、
ここでホウ素粒子は不活性被覆例えばジルコニウムのよ
うな耐熱性金属の炭化物、窒化物、又は炭−窒化物の被
覆を備え、被覆されたホウ素粒子は原子炉における中性
子吸収ｆＩＩｌｔｎ要素に使用される金属マトリックス
例えば鉄、コバルト、ニッケル、アルミニウム、及びジ
ルコニウム中に分散される。米ｒＥＩ特許第３８５５０
６１号は燃料の微小球粒子を含有した核燃料板に関する
ものであり、この燃料微小球粒子は二ォブ、二ノゲル、
アルミナ、た分解グラノアイト、又は他の材料によって
被覆される。この米国特許はさらに、微小球導入手順は
核滝物例えばガドリニウム又はサマリウムを核燃料に導
入するために。
て使用することが知られている。８１同位体を含むホウ
素化合物は可燃性吸収材として使用できるが、酸化ガド
リニウムと同程度の中性子吸収１ｍ力を持っていないの
で、５ｂｔに代用しなければならず、従って、燃料ペレ
ット中の核燃料の一部と置換しなければならない、さら
に、ホウ素は可燃性吸収材として使用した時に燃焼する
間にヘリウムガスを生成させ、このヘリウムガスは燃料
部ｆイ中で望ましくない圧力増加をもたらす、Ｍえば慣
用の燃料棒と共にこれとは別な可燃性毒物棒中にホウ素
化合物を使用する堝きには、被覆された炭化ホウ素を使
用し、炭化ホウ素粒子表面上の被覆によりヘリウムガス
を内包させている９例えば米国特許第３３５６６１８号
明細書は被覆されたホウ素粒子の形成を教示しており、
ここでホウ素粒子は不活性被覆例えばジルコニウムのよ
うな耐熱性金属の炭化物、窒化物、又は炭−窒化物の被
覆を備え、被覆されたホウ素粒子は原子炉における中性
子吸収ｆＩＩｌｔｎ要素に使用される金属マトリックス
例えば鉄、コバルト、ニッケル、アルミニウム、及びジ
ルコニウム中に分散される。米ｒＥＩ特許第３８５５０
６１号は燃料の微小球粒子を含有した核燃料板に関する
ものであり、この燃料微小球粒子は二ォブ、二ノゲル、
アルミナ、た分解グラノアイト、又は他の材料によって
被覆される。この米国特許はさらに、微小球導入手順は
核滝物例えばガドリニウム又はサマリウムを核燃料に導
入するために。
又は中性子毒物の微小球を導入するため、又は所望によ
り中性子減速物質例えば炭化ホウ素を核燃料に導入する
ために使用できることを示唆している。
り中性子減速物質例えば炭化ホウ素を核燃料に導入する
ために使用できることを示唆している。
この発明の目的は、吸収材としての酸化ガドリニウムの
利点及び炭化ホウ素の利点をＩＮのベレットにおいて組
み合わせた核燃料要素を提供することである。
利点及び炭化ホウ素の利点をＩＮのベレットにおいて組
み合わせた核燃料要素を提供することである。
この発明の他の目的は、可燃性吸収材として酸化ガドリ
ニウム単独を使用した場合に比べ、改良された原子炉の
出力分布ｗＩａｌを示す核燃料を提供することである。
ニウム単独を使用した場合に比べ、改良された原子炉の
出力分布ｗＩａｌを示す核燃料を提供することである。
１ｉ匹」１
この発明の核燃料棒集合体は、混成可燃性吸収材と核燃
料組成物とを含む核燃料棒を有する。核分裂性物質のベ
レット例えば二酸化ウランのベレブＩは耐化ｊドリニウ
ノ、及び煉覆された炭化ホウ４１粒子を含有する。炭化
ホウ素粒子はベレット中にペレント装置に対して約０．
０２〜約１．０％存在させ、その粒子寸法はｒＩＩ径２
０〜１００ミクロンである。炭化ホウ素粒子ベレット表
面の被膜は、厚さ約０．５〜１０ミクロンとし、この被
膜はヘリウムガス不透過性被膜であり１例えばニオブ。
料組成物とを含む核燃料棒を有する。核分裂性物質のベ
レット例えば二酸化ウランのベレブＩは耐化ｊドリニウ
ノ、及び煉覆された炭化ホウ４１粒子を含有する。炭化
ホウ素粒子はベレット中にペレント装置に対して約０．
０２〜約１．０％存在させ、その粒子寸法はｒＩＩ径２
０〜１００ミクロンである。炭化ホウ素粒子ベレット表
面の被膜は、厚さ約０．５〜１０ミクロンとし、この被
膜はヘリウムガス不透過性被膜であり１例えばニオブ。
二１ゲル、ジルコニウムその他からなる。
ｔの
この発明は吸収材としての酸化ガドリニウムの利点と炭
化ホウ素の利点を１１Ｗの燃料ペレ１ト中に併有する混
成可燃性吸収材含有核燃料組成物及びかかる組成物を含
有する核燃料棒集合体を提供するしのである。
化ホウ素の利点を１１Ｗの燃料ペレ１ト中に併有する混
成可燃性吸収材含有核燃料組成物及びかかる組成物を含
有する核燃料棒集合体を提供するしのである。
第１図に示すように、核燃料棒集合体において使用する
核燃料棒１は、密閉室９を形成する上部端栓５及び下部
端栓７を備えた通常ジルコニウム合金から造られる細長
い環状金Ｘ製被覆管３からなる。５１７１室９では多数
の核分裂性燃料ベレット１１が端部と端部とを隣接して
配置され、これら核分裂性燃料ペレットはスプリング１
３の作用によって底部端栓７１１１！に漏って配置され
ている。ｔ’＊分裂性燃料へレフト１１はこの発明によ
る混成可燃性吸収材を含んで形成される。燃料ペレット
１１の直径は環状被覆管３の内径よりも儂かに小さく、
それらの間には隙間＝閏１５が形成される。
核燃料棒１は、密閉室９を形成する上部端栓５及び下部
端栓７を備えた通常ジルコニウム合金から造られる細長
い環状金Ｘ製被覆管３からなる。５１７１室９では多数
の核分裂性燃料ベレット１１が端部と端部とを隣接して
配置され、これら核分裂性燃料ペレットはスプリング１
３の作用によって底部端栓７１１１！に漏って配置され
ている。ｔ’＊分裂性燃料へレフト１１はこの発明によ
る混成可燃性吸収材を含んで形成される。燃料ペレット
１１の直径は環状被覆管３の内径よりも儂かに小さく、
それらの間には隙間＝閏１５が形成される。
スプリング１３及び隙間空間１５は、Ｎ子炉運転時にお
ける燃料ペレット１１の熱ｌｌ張を吸収する。
ける燃料ペレット１１の熱ｌｌ張を吸収する。
核燃料は好適にはウラン２３５（Ｕ−２３５＞同位体が
濃縮された二酸化ウランの形ものウランである。ａＷａ
二酸化ウランを使用する替わりに、二酸化ウランと二酸
化プルトニウムの混合物も使用される。
濃縮された二酸化ウランの形ものウランである。ａＷａ
二酸化ウランを使用する替わりに、二酸化ウランと二酸
化プルトニウムの混合物も使用される。
この発明の核燃料組成物は、好適には二酸化ウランであ
る核燃料と、酸化ガドリニウム及び被覆された炭化ホウ
業粒子とを混合して含有する。これらのＷＬＦｌを互い
に混合し、所望の寸法及び形状に圧縮し１次いで焼結し
て核燃料棒において使用するｒｋ密なベレットを製造す
る。核燃料ベレットは１代表的には中低そりの端部と１
面取りしたへりをイｆしており、普通円筒形状で長さは
約１Ｏ１２〜１５．２１１１１（０，４〜０．６インチ
）、長さ：直径の比は１．７・１以下であり、好適には
約１．２：１である。
る核燃料と、酸化ガドリニウム及び被覆された炭化ホウ
業粒子とを混合して含有する。これらのＷＬＦｌを互い
に混合し、所望の寸法及び形状に圧縮し１次いで焼結し
て核燃料棒において使用するｒｋ密なベレットを製造す
る。核燃料ベレットは１代表的には中低そりの端部と１
面取りしたへりをイｆしており、普通円筒形状で長さは
約１Ｏ１２〜１５．２１１１１（０，４〜０．６インチ
）、長さ：直径の比は１．７・１以下であり、好適には
約１．２：１である。
＋ＸＸ燃料ペレット二酸化ウランに加えてベレット！！
！鼠に対して１ないし２０瓜景％の酸化ガドリニウムを
含む、上記したように、可燃性吸収材としての酸化ガド
リニウムを核燃料として使用する核分裂性物質に混合す
ることは既知である。この発明のベレットに使用する酸
化ガドリニウムの量は、好適にはベレット重量に対して
約２〜１０重量％である。核燃料組成物には、酸化ガド
リニウムに加えて？Ｉ［された炭化ホウ素粒子をペレッ
ト’ＩＩに対して約０．０２〜約１．０１１［１％が添
加される。炭化ホウ素粒子の寸法は直径２０〜１００ミ
クロンの範囲であり、この粒子表面に厚さ０．５〜１０
ミクロンの被膜を有する。炭化ホウ素粒子に面の被膜の
厚さは 好適には約５ミクロンである。Ｉ！！化ホウ素
粒子表面のｐｌＬ膜は対摩耗性でヘリウムガス不透過性
なＩＦＷ物質である。このような物？７ｉユ既知で７）
す１例疋ばニオブ ノルコニウム。
！鼠に対して１ないし２０瓜景％の酸化ガドリニウムを
含む、上記したように、可燃性吸収材としての酸化ガド
リニウムを核燃料として使用する核分裂性物質に混合す
ることは既知である。この発明のベレットに使用する酸
化ガドリニウムの量は、好適にはベレット重量に対して
約２〜１０重量％である。核燃料組成物には、酸化ガド
リニウムに加えて？Ｉ［された炭化ホウ素粒子をペレッ
ト’ＩＩに対して約０．０２〜約１．０１１［１％が添
加される。炭化ホウ素粒子の寸法は直径２０〜１００ミ
クロンの範囲であり、この粒子表面に厚さ０．５〜１０
ミクロンの被膜を有する。炭化ホウ素粒子に面の被膜の
厚さは 好適には約５ミクロンである。Ｉ！！化ホウ素
粒子表面のｐｌＬ膜は対摩耗性でヘリウムガス不透過性
なＩＦＷ物質である。このような物？７ｉユ既知で７）
す１例疋ばニオブ ノルコニウム。
ニツゲル、グラファイト、アルミナなどである。
被覆された炭化ホウ素系粒子は樗々の方法で製造でさ、
商業的に入手可能である。このような被覆された炭化ホ
ウ素粒子は原子炉系における別個の可燃性吸収相棒で使
用するために予め製造しておくものと考えられる。この
被膜は原子炉運転中に形成されるヘリウムガスが被覆粒
子の外側で可燃性吸収材棒内部の環境中に漏れるのを防
止する。
商業的に入手可能である。このような被覆された炭化ホ
ウ素粒子は原子炉系における別個の可燃性吸収相棒で使
用するために予め製造しておくものと考えられる。この
被膜は原子炉運転中に形成されるヘリウムガスが被覆粒
子の外側で可燃性吸収材棒内部の環境中に漏れるのを防
止する。
核燃料ベレット１１の製造は、慣用の核燃料ベレットの
製造技術を使用して行なう、二酸化ウラン・、酸化ガド
リニウム、及び被覆炭化ホウ素粒子を緊密に混合し、混
合物を所望の形状及び寸法に圧縮する０次に、圧縮して
得られたベレットを焼結することにより、混成可燃性吸
収材組成物をベレット全体に含む核燃料ベレットを製造
する。
製造技術を使用して行なう、二酸化ウラン・、酸化ガド
リニウム、及び被覆炭化ホウ素粒子を緊密に混合し、混
合物を所望の形状及び寸法に圧縮する０次に、圧縮して
得られたベレットを焼結することにより、混成可燃性吸
収材組成物をベレット全体に含む核燃料ベレットを製造
する。
混成可燃性吸収材組成物を含有する核燃料ベレットを使
用する利点は、第２図の線区に示され、この図はフェニ
ックス遷移−劣化コード（ＰＩＩＯＥＨＩＸｔｒａｎｓ
ｐｏｒｔ−ｄｅｐｌｅｔｉｏｎ ｃｏｄｅ）を使用した
中性子立木コｌ ＡＭ（ｎ＋＋ｕＬｒｎ＋＋＋ｅｓ
、＋ｐａＬ＋ｍｌ ｃ＠１ｃｕｌａＬｉｏ貼１の結果
を示す、このコードは文献に記載され、第２区にｆｌ用
されたものは、′ａｍ度約３２６の二酸化ウラン燃料を
含む加圧水型軽水炉に関するものである。
用する利点は、第２図の線区に示され、この図はフェニ
ックス遷移−劣化コード（ＰＩＩＯＥＨＩＸｔｒａｎｓ
ｐｏｒｔ−ｄｅｐｌｅｔｉｏｎ ｃｏｄｅ）を使用した
中性子立木コｌ ＡＭ（ｎ＋＋ｕＬｒｎ＋＋＋ｅｓ
、＋ｐａＬ＋ｍｌ ｃ＠１ｃｕｌａＬｉｏ貼１の結果
を示す、このコードは文献に記載され、第２区にｆｌ用
されたものは、′ａｍ度約３２６の二酸化ウラン燃料を
含む加圧水型軽水炉に関するものである。
第２図において、有効反応度定数（Ｋｅｆｒ）はメガワ
ット−日／ウランのメートｌし、トン（Ｍ Ｗ Ｄ ／
Ｍ Ｔ ＬＪ 、燃焼度）として測定された原子炉の寿
命に対してグロブトしである。実線の曲線はガドリニウ
ム４重Ｉ％（Ｗｌｏ）を含み、炭化ホウ素（Ｂ ”含有
）を含まない二酸化ウランベレットを使用した場合の燃
焼速度を示す、破線は酸化ガドリニウム４重硫％と炭化
ホウ素約０．３重量％の存在に対応するＢ ”ホウ素同
位体０．０５ｆ［ＩＬ％とからなる混成可燃性吸収材を
含む二酸化ウランベレットを使用した場合の燃焼速度を
示す０図かられかるように、Ｂ”を１か０．０５１１％
＜Ｂ、Ｃ約０．３ ｆｆｌｊＬ％）ｅ添加するとｍａｔ
遭度ＩＪ２０００ＭＷＤ／ＭＴＵＩＩらせる。この値は
ガドリニウムを１．５ｆｆｉ景％濃縮して増加させる量
と等しい。
ット−日／ウランのメートｌし、トン（Ｍ Ｗ Ｄ ／
Ｍ Ｔ ＬＪ 、燃焼度）として測定された原子炉の寿
命に対してグロブトしである。実線の曲線はガドリニウ
ム４重Ｉ％（Ｗｌｏ）を含み、炭化ホウ素（Ｂ ”含有
）を含まない二酸化ウランベレットを使用した場合の燃
焼速度を示す、破線は酸化ガドリニウム４重硫％と炭化
ホウ素約０．３重量％の存在に対応するＢ ”ホウ素同
位体０．０５ｆ［ＩＬ％とからなる混成可燃性吸収材を
含む二酸化ウランベレットを使用した場合の燃焼速度を
示す０図かられかるように、Ｂ”を１か０．０５１１％
＜Ｂ、Ｃ約０．３ ｆｆｌｊＬ％）ｅ添加するとｍａｔ
遭度ＩＪ２０００ＭＷＤ／ＭＴＵＩＩらせる。この値は
ガドリニウムを１．５ｆｆｉ景％濃縮して増加させる量
と等しい。
より多量の炭化ホウ素は、ｆｉ加Ｉに比例して燃焼の大
幅な′！ｉにをもたらず、さらに１反応度のピーク値が
約Δにで４％減少することは特筆すべきである。この値
は燃料＾合体の出力を１０ないし１６％減少させること
に相当する。ガドリニウム可燃性吸収材の集合体は一般
に原子炉炉心の寿命における反応度のピークの時間を制
限する。従って、この発明の混成可燃性吸収材核燃料ベ
レットはガドリニウムに関連する出力ピーク因子を抑制
するｒｉ′Ｉ題を実質的に減少する０図の最決の曲線で
ある点線は酸化ガドリニウム２．５重量％と９１１Ｏ１
０５重１％を含む中間の燃料−混成吸収材組成物の場合
を示す。
幅な′！ｉにをもたらず、さらに１反応度のピーク値が
約Δにで４％減少することは特筆すべきである。この値
は燃料＾合体の出力を１０ないし１６％減少させること
に相当する。ガドリニウム可燃性吸収材の集合体は一般
に原子炉炉心の寿命における反応度のピークの時間を制
限する。従って、この発明の混成可燃性吸収材核燃料ベ
レットはガドリニウムに関連する出力ピーク因子を抑制
するｒｉ′Ｉ題を実質的に減少する０図の最決の曲線で
ある点線は酸化ガドリニウム２．５重量％と９１１Ｏ１
０５重１％を含む中間の燃料−混成吸収材組成物の場合
を示す。
ガドリニウム含有核燃料ベレットの燃焼速度の緩和に加
えて、混成可燃性吸収相棒の′！１ｔｎ＊は吸収材を同
じｌ１Ｊｉ％含んだ標準炭化ホウ素棒のそれより小さく
、ガドリニウム棒のそれより掻く僅か大きい、残渣障害
とは燃料の再装荷が・ビ要となる前の原子炉の野命中に
おける燃料中の少量の減耗していない吸収材の影響とし
て記載できる。＠取材が燃料に添加されると、所望の使
用時間経過涜にも一部の吸収材はその活性が残−ノでい
るので。
えて、混成可燃性吸収相棒の′！１ｔｎ＊は吸収材を同
じｌ１Ｊｉ％含んだ標準炭化ホウ素棒のそれより小さく
、ガドリニウム棒のそれより掻く僅か大きい、残渣障害
とは燃料の再装荷が・ビ要となる前の原子炉の野命中に
おける燃料中の少量の減耗していない吸収材の影響とし
て記載できる。＠取材が燃料に添加されると、所望の使
用時間経過涜にも一部の吸収材はその活性が残−ノでい
るので。
この吸収材は中性子の吸収を燃料とａ会する。この発明
の混成可燃性吸収材組成物の場合には、交互に利用でき
るガドリニウム交換物と炭化ホウ素充填物とを交互に利
用することによって可能となるガドリニウムの充填量の
減少によって、ガドリニウム単独含有燃料棒又は炭化ホ
ウ素単独含有撚料欅のいずれよりも遥かに少ない残渣゛
障害の燃料棒を生成する。すなわち、二酸化ウラン中に
酸化ガドリニウム−炭化ホウ素混成吸収材を使用すると
相乗牛用を呈し、同量の酸化ガドリニウム又は炭化ホウ
素を使用する場合より少量の残渣障害を生成する。
の混成可燃性吸収材組成物の場合には、交互に利用でき
るガドリニウム交換物と炭化ホウ素充填物とを交互に利
用することによって可能となるガドリニウムの充填量の
減少によって、ガドリニウム単独含有燃料棒又は炭化ホ
ウ素単独含有撚料欅のいずれよりも遥かに少ない残渣゛
障害の燃料棒を生成する。すなわち、二酸化ウラン中に
酸化ガドリニウム−炭化ホウ素混成吸収材を使用すると
相乗牛用を呈し、同量の酸化ガドリニウム又は炭化ホウ
素を使用する場合より少量の残渣障害を生成する。
第１０はこの発明による核燃Ｆｌ棒の断面口、第２図は
この発明による混成吸収材を使用した場合と酸化ガドリ
ニウム吸収材単独を使用した場合の原子炉の寿命を比較
して示す線区である。 図において、１は核燃ｔ：ｌ ＊ 、 ３ ハａ Ｎ
ｉＦ、５は上部端栓、７は下部端栓２，９は密Ｉ７ｇ室
、１１は核燃料ベレ／ト １３はス１リング、１５は隙
間空間で、Ｆ）る。 ４’１−７４’ｆ ＭＷＤ／Ｍｒｕ ＦＩＧ、２
この発明による混成吸収材を使用した場合と酸化ガドリ
ニウム吸収材単独を使用した場合の原子炉の寿命を比較
して示す線区である。 図において、１は核燃ｔ：ｌ ＊ 、 ３ ハａ Ｎ
ｉＦ、５は上部端栓、７は下部端栓２，９は密Ｉ７ｇ室
、１１は核燃料ベレ／ト １３はス１リング、１５は隙
間空間で、Ｆ）る。 ４’１−７４’ｆ ＭＷＤ／Ｍｒｕ ＦＩＧ、２
Claims (1)
- 可燃性吸収材を含有する核燃料を含む燃料棒を備えた原
子炉燃料棒集合体であって、該核燃料が核分裂性物質、
酸化ガドリニウム粒子、及び被覆された炭化ホウ素粒子
を含み、該炭化ホウ素粒子が直径２０ないし１００ミク
ロンで、各粒子が０．５ないし１０ミクロンのヘリウム
ガス不透過性物質の被覆で被覆されてなる、原子炉燃料
棒集合体。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US677766 | 1984-12-03 | ||
| US06/677,766 US4671927A (en) | 1984-12-03 | 1984-12-03 | Nuclear fuel rod containing a hybrid gadolinium oxide, boron carbide burnable absorber |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61134689A true JPS61134689A (ja) | 1986-06-21 |
| JPH0556835B2 JPH0556835B2 (ja) | 1993-08-20 |
Family
ID=24720037
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60270877A Granted JPS61134689A (ja) | 1984-12-03 | 1985-12-03 | 原子炉燃料棒集合体 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4671927A (ja) |
| JP (1) | JPS61134689A (ja) |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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| JP2013521494A (ja) * | 2010-03-01 | 2013-06-10 | ウェスティングハウス エレクトリック スウェーデン アーベー | 燃料材および燃料材の製造方法 |
| JP2015184130A (ja) * | 2014-03-24 | 2015-10-22 | 株式会社東芝 | 燃料集合体及び原子炉 |
| CN110603602A (zh) * | 2017-05-09 | 2019-12-20 | 西屋电气有限责任公司 | 具有离散可燃吸收剂销的环形核燃料芯块 |
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| WO2011143172A1 (en) | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof |
| US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
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| WO2019200386A1 (en) * | 2018-04-13 | 2019-10-17 | Trustees Of Dartmouth College | Neutron shielding and absorption materials |
| KR102128532B1 (ko) * | 2019-10-29 | 2020-06-30 | 한국과학기술원 | 디스크형 가연성흡수체를 포함한 핵연료 봉 |
| RU206228U1 (ru) * | 2021-05-04 | 2021-09-01 | Российская Федерация, в лице которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Таблетка СНУП топлива |
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| US3298921A (en) * | 1965-10-22 | 1967-01-17 | Jack C Bokros | Pyrolytic carbon coated particles for nuclear applications |
| US3361857A (en) * | 1965-12-03 | 1968-01-02 | Westinghouse Electric Corp | Method of preparing a fuel element of fissionable oxide and burnable poison |
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| BE743232A (ja) * | 1969-02-25 | 1970-05-28 | ||
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-
1984
- 1984-12-03 US US06/677,766 patent/US4671927A/en not_active Expired - Fee Related
-
1985
- 1985-12-03 JP JP60270877A patent/JPS61134689A/ja active Granted
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| CN110603602B (zh) * | 2017-05-09 | 2023-09-08 | 西屋电气有限责任公司 | 具有离散可燃吸收剂销的环形核燃料芯块 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0556835B2 (ja) | 1993-08-20 |
| US4671927A (en) | 1987-06-09 |
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