JPS61147184A - 燃料集合体 - Google Patents
燃料集合体Info
- Publication number
- JPS61147184A JPS61147184A JP59268345A JP26834584A JPS61147184A JP S61147184 A JPS61147184 A JP S61147184A JP 59268345 A JP59268345 A JP 59268345A JP 26834584 A JP26834584 A JP 26834584A JP S61147184 A JPS61147184 A JP S61147184A
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- Japan
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- uranium
- plutonium
- mox
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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
- Inert Electrodes (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】
［発明の利用分野〕
本発明は、軽水炉用ウラン−プルトニウム混合酸化物燃
料集合体（ＭＯＸ燃料集合体）に係り。
料集合体（ＭＯＸ燃料集合体）に係り。
既存の軽水炉で容易に使用することのできる’ＭＯＸ燃
料集合体に関する。
料集合体に関する。
現在軽水炉で使用されている燃料は、ウラン燃料である
が、このウラン燃料は燃焼することによって核分裂性物
質であるプルトニウムを生成する。
が、このウラン燃料は燃焼することによって核分裂性物
質であるプルトニウムを生成する。
このプルトニウムを原子炉で燃料として燃焼させること
が考えられるが、プルトニウムを燃料として使用するの
に適した高速増殖炉の開発が遅れているため、軽水炉で
使用することが検討されている。
が考えられるが、プルトニウムを燃料として使用するの
に適した高速増殖炉の開発が遅れているため、軽水炉で
使用することが検討されている。
しかし、プルトニウムとウランには、核特性上の違いが
あるため、プルトニウムを現在使用しているウラン燃料
と同じ形態で軽水炉で使用しようと種々の問題が生じる
。
あるため、プルトニウムを現在使用しているウラン燃料
と同じ形態で軽水炉で使用しようと種々の問題が生じる
。
プルトニウムには同位元素として”” Ｐ ｕ＠”’
Ｐ ｕ。
Ｐ ｕ。
１４′Ｐ ｕ 、″”Ｐｕ等があるが、このうち核分裂
性物質は”’Ｐｕと”’Ｐｕである。現在の軽水炉でウ
ラン燃料を燃焼させ、使用済となった燃料を再処理して
得られるプルトニウムの同位体比率は、！３” Ｐ ｕ
−約６０％ Ｒ２Ｏｐ ｕ、、、約２５％、”’Ｐｕ・
・・約１０％程度であり、”’ Ｐ ｕと２４０ｐｕが
ほとんどを占める。
性物質は”’Ｐｕと”’Ｐｕである。現在の軽水炉でウ
ラン燃料を燃焼させ、使用済となった燃料を再処理して
得られるプルトニウムの同位体比率は、！３” Ｐ ｕ
−約６０％ Ｒ２Ｏｐ ｕ、、、約２５％、”’Ｐｕ・
・・約１０％程度であり、”’ Ｐ ｕと２４０ｐｕが
ほとんどを占める。
第４図〜第６図に”’Ｐｕ、”ａＰｕと”’Ｕの核特性
の違いを示す。
の違いを示す。
第５図から、プルトニウムはウランに比べ中性子吸収断
面積が大きいということがわかる。このことよりプルト
ニウム燃料を現在使用しているウラン燃料と同じ形態で
軽水炉で使用した場合には、中性子の共鳴吸収が増えて
中性子スペクトルが硬化し、制御棒の中性子吸収能力す
なわち、制御棒の価値が低下することにより炉停止余裕
が小さくなるという問題が生じる。
面積が大きいということがわかる。このことよりプルト
ニウム燃料を現在使用しているウラン燃料と同じ形態で
軽水炉で使用した場合には、中性子の共鳴吸収が増えて
中性子スペクトルが硬化し、制御棒の中性子吸収能力す
なわち、制御棒の価値が低下することにより炉停止余裕
が小さくなるという問題が生じる。
炉停止余裕とは、炉心に制御棒が１本挿入できない場合
でも、炉心を未臨界にできるよう、臨界状態に対しあら
かじめ見込んでおくべき反応度上の余裕のことである。
でも、炉心を未臨界にできるよう、臨界状態に対しあら
かじめ見込んでおくべき反応度上の余裕のことである。
第７図に、燃料集合体の概観図を示す、第７図において
、４１はチャンネルボックス、４３は下部タイブレート
、４２は上部タイプレート、４４はチャンネルファスナ
ー、４８は、エクスパンションスプリング、４７はスペ
ーサ、４５は燃料棒、５２は燃料棒下部端栓、５３は、
燃料棒下部端栓を示す。
、４１はチャンネルボックス、４３は下部タイブレート
、４２は上部タイプレート、４４はチャンネルファスナ
ー、４８は、エクスパンションスプリング、４７はスペ
ーサ、４５は燃料棒、５２は燃料棒下部端栓、５３は、
燃料棒下部端栓を示す。
第８図は、燃料集合体を構成する燃料棒の構造を示した
もので、５９は被覆管、５０は燃料ペレット、５１はス
プリング、５２は燃料棒上部端栓。
もので、５９は被覆管、５０は燃料ペレット、５１はス
プリング、５２は燃料棒上部端栓。
５３は燃料棒下部端栓を示す。
酸化ウラン又は、ウラン・プルトニウム混合酸化物を燃
料として１円筒型の被覆管中に封入した燃料棒を複数個
格子状に配列した、軽水炉用ウラン・プルトニウム混合
酸化物集合体（以下ＭＯＸ燃料集合体という）として、
従来考えられてきたものには、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ
）用としては、ディスクリート型、及びアイランド型の
２つがある。
料として１円筒型の被覆管中に封入した燃料棒を複数個
格子状に配列した、軽水炉用ウラン・プルトニウム混合
酸化物集合体（以下ＭＯＸ燃料集合体という）として、
従来考えられてきたものには、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ
）用としては、ディスクリート型、及びアイランド型の
２つがある。
第９図は、ＢＷＲ用ディスクリート型ＭＯＸ燃料集合体
の設計例で、Ｐ１１〜Ｐ１．の数字で示された燃料棒は
、天然ウランに、ＰｕＯ，を混合させたＭＯＸ燃料燃料
、数字の少ないものほど、より多くのプルトニウムを含
むことを示し、ＷはウォータロッドでＧで示したものは
、ガドリニア入りのＭＯＸ燃料棒である。
の設計例で、Ｐ１１〜Ｐ１．の数字で示された燃料棒は
、天然ウランに、ＰｕＯ，を混合させたＭＯＸ燃料燃料
、数字の少ないものほど、より多くのプルトニウムを含
むことを示し、ＷはウォータロッドでＧで示したものは
、ガドリニア入りのＭＯＸ燃料棒である。
ディスクリート型ＭＯＸ燃料集合体では、プルトニウム
をウラン燃料と混在させて、全燃料棒に分散させており
、より多くのプルトニウム装荷量を確保できるが、制御
棒の中性子吸収能力すなわち、制御棒価値が低下すると
いう問題がある。
をウラン燃料と混在させて、全燃料棒に分散させており
、より多くのプルトニウム装荷量を確保できるが、制御
棒の中性子吸収能力すなわち、制御棒価値が低下すると
いう問題がある。
また、特開昭５９−１８４８５号公報に示されているよ
うなりＷＲ用アイランド型ＭＯＸ燃料集合体がある。こ
のアイランド型ＭＯＸ燃料集合体は、チャンネルボック
スに隣接した外周部を除く中央領域にＭＯＸ燃料を配置
し、外周領域にはウラン燃料を配置することにより制御
棒の価値が低下するのを防止しているが、ディスクリー
ト型に比ベプルトニウム装荷量が少なくなるという点で
劣っている。
うなりＷＲ用アイランド型ＭＯＸ燃料集合体がある。こ
のアイランド型ＭＯＸ燃料集合体は、チャンネルボック
スに隣接した外周部を除く中央領域にＭＯＸ燃料を配置
し、外周領域にはウラン燃料を配置することにより制御
棒の価値が低下するのを防止しているが、ディスクリー
ト型に比ベプルトニウム装荷量が少なくなるという点で
劣っている。
第１０図に、加圧木型原子炉（ＰＷＲ）の燃料集合体の
水平断面図を示す、ＰＷＲでは、制御棒は燃料集合体に
分散した制御棒案内シンプル中に挿入されるのが特徴で
ある。
水平断面図を示す、ＰＷＲでは、制御棒は燃料集合体に
分散した制御棒案内シンプル中に挿入されるのが特徴で
ある。
このように、ＭＯＸ燃料集合体のウラン・プルトニウム
分布は、制御棒価値等の反応度特性とプルトニウム装荷
量の観点から決定される。制御棒価値等の反応度特性を
ウラン燃料と同じにするためには、プルトニウムの利用
量が制限されるが、資源の有効利用の立場からは、でき
るだけ多くのプルトニウムを利用することがのぞましく
、この場合には、前述の制御棒価値低下の問題を解決し
なくてはならない。
分布は、制御棒価値等の反応度特性とプルトニウム装荷
量の観点から決定される。制御棒価値等の反応度特性を
ウラン燃料と同じにするためには、プルトニウムの利用
量が制限されるが、資源の有効利用の立場からは、でき
るだけ多くのプルトニウムを利用することがのぞましく
、この場合には、前述の制御棒価値低下の問題を解決し
なくてはならない。
本発明の目的は１Ｍ０Ｘ燃料の特性である、制御棒価値
の低下の問題を解決し、軽水炉にプルトニウムを多量に
利用することを可能とすることにある。
の低下の問題を解決し、軽水炉にプルトニウムを多量に
利用することを可能とすることにある。
〔発明の概要〕
燃料集合体中の燃料棒のすべであるいはほとんど中空ペ
レット化することにより、ボイド係数及び運転時（高温
時）と停止時（低温時）の反応度差が小さくなることが
知られている。
レット化することにより、ボイド係数及び運転時（高温
時）と停止時（低温時）の反応度差が小さくなることが
知られている。
ディスクリート型ＭＯＸ燃料集合体において。
核分裂性物質の量を変えずに集合体内燃料棒のすべてを
中空ペレット化した場合の、燃料ペレット中空部の中空
径と制御棒価値の変化を第１１図に示す。第１１図から
、中空ペレット中空部の中空径を大きくするほど制御棒
の価値が上がることがわかる。
中空ペレット化した場合の、燃料ペレット中空部の中空
径と制御棒価値の変化を第１１図に示す。第１１図から
、中空ペレット中空部の中空径を大きくするほど制御棒
の価値が上がることがわかる。
これは、中空化によりウランが減少したため、ウランに
よる中性子吸収量が減り中性子スペクトルが軟らかくな
り、制御棒の価値が大きくなったためと考えられる。
よる中性子吸収量が減り中性子スペクトルが軟らかくな
り、制御棒の価値が大きくなったためと考えられる。
第９図に、ＢＷＲ用ディスクリート型ＭＯＸ燃料集合体
が示されているが、制御棒１１はチャンネルボックス１
３を囲うように位置しており、制御棒に隣接した外周部
に位置する燃料棒が制御棒価値を支配していると考えら
れる。よって制御棒に隣接した燃料棒のみを中空ペレッ
ト化するだけでも、燃料集合体内すべての燃料を中空ペ
レット化したものと同程度の制御棒価値が得られる。
が示されているが、制御棒１１はチャンネルボックス１
３を囲うように位置しており、制御棒に隣接した外周部
に位置する燃料棒が制御棒価値を支配していると考えら
れる。よって制御棒に隣接した燃料棒のみを中空ペレッ
ト化するだけでも、燃料集合体内すべての燃料を中空ペ
レット化したものと同程度の制御棒価値が得られる。
また、制御棒価値の低下を減少させるには、制御棒の周
囲の中性子スペクトルの硬化を緩和すれば良いわけで、
制御棒に隣接したＭＯＸ燃料を中空ペレット化して配置
すれば十分であるが、燃料集合体内出力分布の平坦化に
着目すると、制御棒に隣接したＭＯＸ燃料だけでなくチ
ャンネルボックスに隣接した周辺部のＭＯＸ燃料を中空
化したほうが良い。
囲の中性子スペクトルの硬化を緩和すれば良いわけで、
制御棒に隣接したＭＯＸ燃料を中空ペレット化して配置
すれば十分であるが、燃料集合体内出力分布の平坦化に
着目すると、制御棒に隣接したＭＯＸ燃料だけでなくチ
ャンネルボックスに隣接した周辺部のＭＯＸ燃料を中空
化したほうが良い。
つまり、本発明は、ディスクリート型ＭＯＸ燃料集合体
において、チャンネルボックスに隣接した外周部のＭＯ
Ｘ燃料を中空化することにより、集合体内出力分布を悪
化させずに、制御棒価値の低下を抑えるものである。
において、チャンネルボックスに隣接した外周部のＭＯ
Ｘ燃料を中空化することにより、集合体内出力分布を悪
化させずに、制御棒価値の低下を抑えるものである。
以下、本発明の詳細な説明する。
実施例１
第１図は本発明の第１実施例である。１１は、ＢＷＲ用
制御棒を表わし、１２は燃料集合体を表す、燃料集合体
１２は、チャンネルホックス１３、燃料棒Ｐ、、 Ｐ、
、 Ｐ、、 Ｐｌ、 Ｐ、、 Ｐ、およびＧ。
制御棒を表わし、１２は燃料集合体を表す、燃料集合体
１２は、チャンネルホックス１３、燃料棒Ｐ、、 Ｐ、
、 Ｐ、、 Ｐｌ、 Ｐ、、 Ｐ、およびＧ。
ウォータロッドＷより構成される。Ｐｌ、Ｐ、、Ｐ。
は中実ペレットＭＯＸ燃料棒、Ｐｌ−Ｐｓ−Ｐｓ は中
空ペレットＭＯＸ燃料棒、Ｇはガドリニア入りの中実ベ
レットＭＯＸ燃料捧である。
空ペレットＭＯＸ燃料棒、Ｇはガドリニア入りの中実ベ
レットＭＯＸ燃料捧である。
ベレットの外径は、中空ペレット、中実ペレット両方と
も約１０ｍ＋、中空ペレット中空部の中空径は約４ｍで
ある。
も約１０ｍ＋、中空ペレット中空部の中空径は約４ｍで
ある。
本実施例は、ＢＷＲ用ディスクリート型ＭＯＸ燃料集合
体のチャンネルボックスに隣接したＭＯＸ燃料燃料中空
ペレット化したものであり、プルトニウム装荷量はわず
かに減少するが、外周部燃料を中空化しない場合に比べ
制御棒価値は約０．５％Δに／に上昇する。
体のチャンネルボックスに隣接したＭＯＸ燃料燃料中空
ペレット化したものであり、プルトニウム装荷量はわず
かに減少するが、外周部燃料を中空化しない場合に比べ
制御棒価値は約０．５％Δに／に上昇する。
実施例２
第２図は、本発明の第２実施例である。１１は、ＢＷＲ
用制御棒を表わし、１２は燃料集合体を表す、燃料集合
体１２は、チャンネルボックス１３、燃料棒１１，１２
．Ｐ、、Ｐ、、Ｐ、およびＧ、ウォーターロッドＷより
構成される。２１．２２は中実ベレットウラン燃料棒、
Ｐ、、Ｐ、、Ｐ、は中空ペレットＭＯＸ燃料捧、Ｇはガ
ドリニア入りの中実ペレットＭＯＸ燃料捧である。
用制御棒を表わし、１２は燃料集合体を表す、燃料集合
体１２は、チャンネルボックス１３、燃料棒１１，１２
．Ｐ、、Ｐ、、Ｐ、およびＧ、ウォーターロッドＷより
構成される。２１．２２は中実ベレットウラン燃料棒、
Ｐ、、Ｐ、、Ｐ、は中空ペレットＭＯＸ燃料捧、Ｇはガ
ドリニア入りの中実ペレットＭＯＸ燃料捧である。
ベレットの外径は、中空ペレット、中実ペレット両方と
も約１０ｍｍ、中空ペレットの中空部の直径は約４Ｉで
ある。
も約１０ｍｍ、中空ペレットの中空部の直径は約４Ｉで
ある。
本実施例は、燃料集合体のチャンネルボックスに隣接す
る外周部に中空ペレットＭＯＸ燃料を配置し、中央部に
ウラン燃料を配置したもので、このような形態において
も、制御棒の低下を低く抑えることができる。
る外周部に中空ペレットＭＯＸ燃料を配置し、中央部に
ウラン燃料を配置したもので、このような形態において
も、制御棒の低下を低く抑えることができる。
実施例３
加圧木型原子炉における本発明の実施例を第３図を用い
て説明する。加圧木型原子炉では、燃料集合体中央部に
一様に分散している制御棒案内シンプル内に、制御棒又
はパーナブルポイズン捧が挿入されるため、この周辺部
の燃料棒内ベレットを中空化するとよい、第３図は、こ
のような燃料１捧の例を示したものであるが、この中に
含まれるペレットは第４図に示すように軸方向中心部が
空洞となった中空ペレットになっている。
て説明する。加圧木型原子炉では、燃料集合体中央部に
一様に分散している制御棒案内シンプル内に、制御棒又
はパーナブルポイズン捧が挿入されるため、この周辺部
の燃料棒内ベレットを中空化するとよい、第３図は、こ
のような燃料１捧の例を示したものであるが、この中に
含まれるペレットは第４図に示すように軸方向中心部が
空洞となった中空ペレットになっている。
ＰＷＲで、このように制御棒案内シンプルに。
隣接する燃料棒を中空化した場合には、制御棒の反応度
価値が上昇するだけでなく、制御棒案内シンプル内には
、パーナブルポイズン棒の反応度価値を高くする効果も
あり、また集合体中央部の中性子スペクトルを軟くする
ので、集合体中央部の出力が大きくなり、出力分布を平
坦化できる効果もある。
価値が上昇するだけでなく、制御棒案内シンプル内には
、パーナブルポイズン棒の反応度価値を高くする効果も
あり、また集合体中央部の中性子スペクトルを軟くする
ので、集合体中央部の出力が大きくなり、出力分布を平
坦化できる効果もある。
現在、軽水炉でプルトニウムを燃料として使用する場合
、制御棒価値が低下するなどの問題により、多量にＭＯ
Ｘ燃料を装荷することができないが、本発明によれば、
制御棒価値の低下を低く抑えることができ、軽水炉に装
荷することのできるＭＯＸ燃料の量を増加させることが
できるので、ウラン・プルトニウム資源の有効利用が図
れる。
、制御棒価値が低下するなどの問題により、多量にＭＯ
Ｘ燃料を装荷することができないが、本発明によれば、
制御棒価値の低下を低く抑えることができ、軽水炉に装
荷することのできるＭＯＸ燃料の量を増加させることが
できるので、ウラン・プルトニウム資源の有効利用が図
れる。
第１図は本発明の第１実施例の断面図、第２図は本発明
の第２実施例の断面図、第３図は本発明の第３実施例の
縦断面図、第４図は！ａｌｐｕと０ｓＵの核特性核分裂
断面積の比較図、第５図は同じく吸収断面積の比較図、
第６図は同じく吸収当り中性子発生個数の比較図、第７
図は燃料集合体の概観図、第８図は第７図の構造図、第
９図は沸騰水型原子炉用ディスクリート型ＭＯＸ燃料集
合体ウラン・プルトニウム分布例を示す水平断面図、第
１０図は、加圧水型原子炉用ディスクリート型ＭＯＸ燃
料集合体ウラン・プルトニウム分布例を示す水平断面図
、第１１図は制御棒の特性線図である。 ６４・・・加圧水型原子炉用燃料集合体、６０・・・燃
料棒、６１・・・制御棒案内シンプル、３１・・・制御
棒。 ６３・・・炉内計装用案内シンプル、３２・・・スプリ
ン第２ Ｚ ？＋３ 図 第４図 第７ｍ 第１Ｏ図 第１１図 ＝ｐ 空径 （ｍｍ）
の第２実施例の断面図、第３図は本発明の第３実施例の
縦断面図、第４図は！ａｌｐｕと０ｓＵの核特性核分裂
断面積の比較図、第５図は同じく吸収断面積の比較図、
第６図は同じく吸収当り中性子発生個数の比較図、第７
図は燃料集合体の概観図、第８図は第７図の構造図、第
９図は沸騰水型原子炉用ディスクリート型ＭＯＸ燃料集
合体ウラン・プルトニウム分布例を示す水平断面図、第
１０図は、加圧水型原子炉用ディスクリート型ＭＯＸ燃
料集合体ウラン・プルトニウム分布例を示す水平断面図
、第１１図は制御棒の特性線図である。 ６４・・・加圧水型原子炉用燃料集合体、６０・・・燃
料棒、６１・・・制御棒案内シンプル、３１・・・制御
棒。 ６３・・・炉内計装用案内シンプル、３２・・・スプリ
ン第２ Ｚ ？＋３ 図 第４図 第７ｍ 第１Ｏ図 第１１図 ＝ｐ 空径 （ｍｍ）
Claims (1)
- １、酸化ウラン又はＭＯＸ（ウラン・プルトニウム混合
酸化物）を燃料として、円筒型の被覆管中に封入した燃
料棒を複数個格子状に配列した、軽水炉用ＭＯＸ燃料集
合体（ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料集合体）に
おいて、少なくとも制御棒の挿入される位置の周辺部に
、軸方向中心部が中空となつた中空ペレットからなるＭ
ＯＸ燃料棒を配置したことを特徴とする燃料集合体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59268345A JPS61147184A (ja) | 1984-12-21 | 1984-12-21 | 燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59268345A JPS61147184A (ja) | 1984-12-21 | 1984-12-21 | 燃料集合体 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61147184A true JPS61147184A (ja) | 1986-07-04 |
Family
ID=17457246
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59268345A Pending JPS61147184A (ja) | 1984-12-21 | 1984-12-21 | 燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61147184A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS62263495A (ja) * | 1986-05-12 | 1987-11-16 | 株式会社東芝 | 燃料集合体 |
| JPS63172990A (ja) * | 1987-01-12 | 1988-07-16 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
-
1984
- 1984-12-21 JP JP59268345A patent/JPS61147184A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS62263495A (ja) * | 1986-05-12 | 1987-11-16 | 株式会社東芝 | 燃料集合体 |
| JPS63172990A (ja) * | 1987-01-12 | 1988-07-16 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
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