WO2017195241A1 - 燃料集合体及びそれを装荷する原子炉の炉心 - Google Patents

燃料集合体及びそれを装荷する原子炉の炉心 Download PDF

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WO2017195241A1
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region
fuel
upper fuel
ratio
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岳 光安
哲士 日野
道隆 小野
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株式会社日立製作所
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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
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
    • G21C3/3262—Enrichment distribution in zones
    • G21C3/3267—Axial distribution
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/18—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
    • G21C5/20—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone wherein one zone contains fissile material and another zone contains breeder material
    • 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

Definitions

  • the present invention relates to a fuel assembly and a core in which the fuel assembly is loaded, and more particularly, to a fuel assembly suitable for burning super uranium element (TRU) and a reactor core in which the fuel assembly is loaded.
  • TRU super uranium element
  • a boiling water reactor core is loaded with a plurality of fuel assemblies.
  • the fuel assembly includes a plurality of fuel rods enclosing a plurality of fuel pellets containing nuclear fuel material (eg, uranium oxide), an upper tie plate that supports the upper end of the fuel rod, and a lower tie plate that supports the lower end of the fuel rod.
  • nuclear fuel material eg, uranium oxide
  • a plurality of fuel spacers for maintaining a space between the fuel rods and a channel box.
  • the channel box has an upper end attached to the upper tie plate and extends toward the lower tie plate, and surrounds a plurality of fuel rods bundled by a plurality of fuel spacers.
  • plutonium is extracted from spent fuel in a reprocessing process and burned in a light water reactor as a mixed oxide fuel (MOX fuel).
  • MOX fuel mixed oxide fuel
  • MA a minor actinide
  • a combination of plutonium and MA is called a transuranium element (TRU).
  • Transuranium is a product produced after uranium is burned in a nuclear reactor.Since some nuclides have a long half-life, long-term storage is required to reduce their toxicity to the level of natural uranium. To do.
  • Fission is used as a method to reduce transuranium elements, but non-fissionable nuclides have a small fission cross section.
  • the fission cross section is relatively large in the high energy region, the burning of the transuranium element is promoted by hardening the neutron spectrum in the core. Therefore, unlike a conventional light water reactor, a core or fuel capable of hardening a neutron spectrum is used.
  • Patent Document 1 As a core capable of burning transuranium elements, there is a combustion reactor using the principle of a boiling water reactor. In boiling water reactors, when water is heated to become steam (voids), the density of hydrogen atoms per volume decreases, and neutron deceleration is suppressed. By utilizing this fact and using the core and fuel configuration excluding water, a configuration suitable for the combustion of transuranium elements can be obtained. For example, a technique described in Patent Document 1 has been proposed as a method for efficiently burning MA in an existing boiling water reactor. As described above, the boiling water reactor has a high steam ratio in the upper part of the core, so that the neutron spectrum becomes hard. Therefore, Patent Document 1 is configured such that MA is loaded in the upper fuel region and MA is not loaded in the lower fuel region and the intermediate fuel region together with the concentrated uranium fuel and the MOX fuel generally used in the boiling water reactor. This increases the MA combustion efficiency.
  • the fuel loaded with MA is used together with enriched uranium fuel and MOX fuel.
  • enriched uranium fuel and MOX fuel Generally, in a boiling water reactor, when the void ratio increases, neutron deceleration is suppressed and the neutron spectrum becomes harder. This suppresses the fission reaction.
  • MA has the effect of making the neutron spectrum hard because neutrons with low energy have a small fission reaction cross section and a large absorption cross section, compared to fissionable materials.
  • Patent Document 1 when MA is loaded in the upper fuel region, the fission ratio of MA increases, but the neutron spectrum becomes hard, so that the fission reaction is reduced (output is low).
  • the present invention provides a fuel assembly capable of increasing the combustion efficiency of non-fissile transuranium element (TRU) while flattening the axial power distribution of the core and a reactor core loaded with the fuel assembly.
  • TRU non-fissile transuranium element
  • a fuel assembly of the present invention has an upper fuel region and a lower fuel region along an axial direction, and the upper fuel region and the lower fuel region are non-fissionable transuranium elements in heavy metal.
  • the ratio is 20 wt% or more, and the ratio of non-fissile transuranium element contained in the upper fuel region is larger than the ratio of non-fissile transuranium element contained in the lower fuel region.
  • the core of the nuclear reactor according to the present invention is loaded with a plurality of fuel assemblies, and the fuel assemblies include an upper fuel region and a lower fuel region along an axial direction, and the upper fuel region and the lower fuel region are ,
  • the ratio of non-fissile transuranium element in heavy metal is 20 wt% or more, and the ratio of non-fissile transuranium element contained in the upper fuel region is higher than the proportion of non-fissile transuranium element contained in the lower fuel region It is large.
  • FIG. 1 is an overall schematic configuration diagram of a fuel assembly of Example 1 according to an example of the present invention.
  • FIG. FIG. 2 is an AA cross-sectional view (horizontal cross-sectional view) of the fuel assembly shown in FIG. 1.
  • FIG. 3 is a distribution diagram in the axial direction (height direction) of nuclear fuel material used in the fuel assembly according to the first embodiment. It is explanatory drawing which shows the relationship between a non-fissionable transuranium element (TRU) ratio and a void reactivity coefficient in the system whose moderator ratio with respect to a nuclear fuel substance is 1.4. It is a schematic block diagram of the resource reuse type boiling water nuclear reactor provided with the core which loads the fuel assembly shown in FIG.
  • TRU non-fissionable transuranium element
  • TRU non-fissile transuranium element
  • FIG. 4 is an explanatory diagram showing the relationship between the ratio of non-fissile transuranic element (TRU) and the void reactivity coefficient in a system with a moderator ratio of 1.4 relative to nuclear fuel material.
  • a system in which the moderator ratio to the nuclear fuel material is 1.4 means that the volume of cooling water as the moderator is 1.4 times the volume of the nuclear fuel material.
  • the non-fissile transuranium element (TRU) contains about 80% even-numbered nuclear plutonium isotopes and about 20% MA.
  • the horizontal axis represents the non-fissionable transuranium element (TRU) ratio (wt%)
  • the vertical axis represents the void reactivity coefficient (pcm)
  • the change of the coefficient is shown.
  • the void reactivity coefficient increases and the non-fissionable transuranium element (TRU) ratio increases to about 8.0 wt%.
  • the void reactivity coefficient changes from “negative” to “positive” at the boundary. Thereafter, when the non-fissile transuranic element (TRU) ratio is 20 wt% or more, the void reactivity coefficient becomes constant. That is, the present inventors set the void reactivity coefficient even when the non-fissionable transuranium element (TRU) ratio is increased by setting the non-fissionable transuranium element (TRU) ratio in the heavy metal to 20 wt% or more. I found that it does not worsen.
  • the fuel effective region non-fissionable transuranium element (TRU) and fissionable property
  • TRU non-fissionable transuranium element
  • fissionable property in two regions of the upper fuel region on the upper side and the lower fuel region on the lower side in the axial direction of the fuel effective region.
  • TRU nuclear fuels containing transuranium elements
  • non-fissionable transuranium elements (TRU) are burned by loading non-fissionable transuranium elements (TRU) in the upper fuel region where the output is relatively high
  • the void reactivity coefficient does not deteriorate, that is, the core characteristics can be maintained. This means that the combustion efficiency of non-fissile transuranic elements (TRU) can be increased.
  • a resource-recyclable boiling water reactor (RBWR) will be described as an example, but the present invention is not limited to this.
  • ABWR improved boiling water reactor
  • cooling water as a moderator is passed outside the reactor pressure vessel, and again flows into the downcomer inside the reactor pressure vessel.
  • BWR normal boiling water reactor
  • a recirculation pump in BWR and an internal pump in ABWR are unnecessary.
  • the present invention can be similarly applied to other nuclear reactors such as an electronically simplified boiling water reactor (ESBWR).
  • FIG. 1 is an overall schematic configuration diagram of a fuel assembly of Example 1 according to an embodiment of the present invention.
  • FIG. 2 is a cross-sectional view of the fuel assembly shown in FIG.
  • FIG. 5 is a schematic configuration diagram of a resource reusable boiling water reactor (RBWR) provided with a core in which the fuel assembly shown in FIG. 1 is loaded.
  • the resource reusable boiling water reactor (RBWR) is provided with a cylindrical core shroud 102 in a reactor pressure vessel (reactor vessel) 103, and a plurality of core shrouds 102 are provided in the reactor core shroud 102.
  • a reactor core 105 loaded with a fuel assembly (not shown) is disposed.
  • RPV reactor pressure vessel
  • a steam / water separator 106 extending above the core 105 and a steam dryer 107 disposed above the steam / water separator 106 are provided.
  • An annular downcomer 104 is formed between the RPV 103 and the core shroud 102.
  • An internal pump 115 is disposed in the downcomer 104.
  • Cooling water discharged from the internal pump 115 is supplied to the core 105 through the lower plenum 122.
  • the cooling water is heated when passing through the core 105 to become a gas-liquid two-phase flow containing water and steam.
  • the steam separator 106 separates the gas-liquid two-phase flow into steam and water.
  • the separated steam is further dehumidified by the steam dryer 107 and guided to the main steam pipe 108.
  • the steam from which the moisture has been removed is guided to a steam turbine (not shown) to rotate the steam turbine.
  • a generator connected to the steam turbine rotates to generate electric power.
  • the steam discharged from the steam turbine is condensed into water by a condenser (not shown).
  • This condensed water is supplied as cooling water into the RPV 103 through the water supply pipe 109.
  • the water separated by the steam separator 106 and the steam dryer 107 falls and reaches the downcomer 104 as cooling water.
  • a control rod guide tube that allows a plurality of Y-shaped control rods to be inserted into the core 105 in the lower plenum 122 of the RPV 103 in order to control the nuclear reaction of the fuel assembly.
  • the control rod drive mechanism housing is provided in the control rod drive mechanism housing installed below the bottom of the RPV 103, and the control rod is connected to the control rod drive mechanism.
  • the control rod having a Y-shaped cross section includes three wings extending outward from a tie rod located at the center, and each wing has a plurality of neutrons filled with B 4 C as a neutron absorber. Has an absorption bar. These three wings are arranged at intervals of 120 degrees around the tie rod.
  • the plurality of fuel assemblies (details will be described later) loaded densely in a triangular lattice pattern on the core 105, one cross section Y-shaped between the three fuel assemblies adjacent to each other. A control rod is inserted.
  • the fuel assembly 1 includes a plurality of fuel rods 2, an upper tie plate 3, a lower tie plate 4, a plurality of fuel spacers 6, and a channel box 5.
  • the fuel rod 2 is filled with a plurality of fuel pellets (not shown) in a sealed cladding tube (not shown).
  • the lower tie plate 4 supports the lower end of each fuel rod 2, and the upper tie plate 3 holds the upper end of each fuel rod 2.
  • these fuel rods 2 are arranged in a triangular lattice shape in the horizontal cross section of the fuel assembly 1. Further, as shown in FIG.
  • the plurality of fuel spacers 6 are spaced apart at a predetermined interval in the axial direction of the fuel assembly 1, and form a flow path through which cooling water flows between the fuel rods 2.
  • the fuel rod 2 is held.
  • a cylindrical channel box 5 (FIG. 2) having a hexagonal cross section is attached to the upper tie plate 3 and extends downward.
  • Each fuel rod 2 bundled by the fuel spacer 6 is arranged in the channel box 5.
  • the upper tie plate 3 has a handle fastened to the upper end thereof, and when the handle is lifted, the entire fuel assembly 1 can be pulled up.
  • FIG. 3 is a distribution diagram in the axial direction (height direction) of the nuclear fuel material used in the fuel assembly 1.
  • the effective fuel region 20 is formed from an upper fuel region 21, a blanket region 22, and a lower fuel region 23 from the upper end to the lower end in the axial direction (height direction) of the fuel assembly 1.
  • the FIG. 3 shows an example in which the axial height of the effective fuel region 20 is 90 cm.
  • the upper fuel region 21 has an axial height of 20 cm, 54 wt% of non-fissile transuranium element (TRU), 27 wt% of fissile transuranium element (TRU), and 19 wt% of depleted uranium as a base material. Contains.
  • the blanket region 22 has an axial height of 50 cm, and its fuel composition is 100 wt% depleted uranium.
  • the lower fuel region 23 has an axial height of 20 cm, 45 wt% of non-fissile transuranium element (TRU), 27 wt% of fissile transuranium element (TRU), and 28 wt% of deteriorated uranium as a base material. Contains.
  • Both the upper fuel region 21 and the lower fuel region 23 contain 20 wt% or more of non-fissile transuranium element (TRU).
  • the non-fissionable transuranium element (TRU) ratio contained in the upper fuel region 21 is larger than the non-fissile transuranium element proportion contained in the lower fuel region 23.
  • the composition distribution of the nuclear fuel material in the fuel effective region 20 can suppress the output of the upper fuel region 21 and flatten the axial power distribution of the core 105, and also non-fissionable transuranium element (TRU). It becomes possible to increase the combustion efficiency.
  • the power distribution becomes the upper peak when the void ratio is reduced, so the amount of neutron leakage increases and the core Since the effective multiplication factor of 105 (FIG. 5) decreases, as a result, the void reactivity coefficient of the core 105 can be made negative.
  • the ratio of the fissionable transuranium element (TRU) contained in the upper fuel region 21 and the lower fuel region 23 is the same as 27 wt% is shown as an example.
  • the ratio of fissile transuranium element (TRU) may be different.
  • the non-fissionable transuranium element (TRU) ratio in the upper fuel region 21 is 54 wt%
  • the non-fissionable transuranium element (TRU) ratio in the lower fuel region 23 is 45 wt%. It is not necessarily limited to these ratios.
  • the non-fissile transuranium element (TRU) ratio contained in the upper fuel region 21 and the lower fuel region 23 is 20 wt% or more, and the non-fissile transuranium element (TRU) proportion contained in the upper fuel region 21 is Any value may be used as long as it is larger than the ratio of non-fissile transuranic element (TRU) contained in the lower fuel region 23.
  • TRU non-fissile transuranium element
  • FIG. 6 is a distribution diagram in the axial direction (height direction) of the nuclear fuel material used in the fuel assembly of the second embodiment according to another embodiment of the present invention.
  • the upper fuel region constituting the fuel effective region is formed by the first upper fuel region and the second upper fuel region from the upper end of the fuel effective region, and these first upper fuel region and second upper fuel region.
  • Example 1 is different from Example 1 in that the average value of the non-fissionable transuranium element (TRU) ratio contained in is larger than the non-fissionable transuranium element (TRU) ratio contained in the lower fuel region.
  • TRU non-fissionable transuranium element
  • Other configurations are the same as those of the first embodiment, and the description overlapping with the first embodiment is omitted below.
  • the effective fuel region 20 extends from the upper end to the lower end in the axial direction (height direction) of the fuel assembly 1, and includes a first upper fuel region 21 a, a second upper fuel region 21 b, and a blanket region 22. , And a lower fuel region 23.
  • the first upper fuel region 21a has an axial height of 5 cm, 57 wt% of non-fissile transuranium element (TRU), 27 wt% of fissile transuranium element (TRU), and deteriorated uranium as a base material. It contains 16wt%.
  • the second upper fuel region 21b has an axial height of 15 cm, 51 wt% of non-fissile transuranium element (TRU), 27 wt% of fissile transuranium element (TRU), and deteriorated uranium as a base material.
  • the blanket region 22 has an axial height of 50 cm, and its fuel composition is 100 wt% depleted uranium.
  • the lower fuel region 23 has an axial height of 20 cm, 45 wt% of non-fissile transuranium element (TRU), 27 wt% of fissile transuranium element (TRU), and 28 wt% of deteriorated uranium as a base material. Contains.
  • the average value of each nuclear fuel material in the first upper fuel region 21a and the second upper fuel region 21b is 54 wt% for non-fissile transuranium element (TRU), 27 wt% for fissile transuranium element (TRU), Deteriorated uranium as a material is 19 wt%.
  • the first upper fuel region 21a, the second upper fuel region 21b, and the lower fuel region 23 both contain 20 wt% or more of non-fissionable transuranium element (TRU).
  • the average value of the non-fissionable transuranium element (TRU) ratio in the first upper fuel region 21 a and the second upper fuel region 21 b is larger than the non-fissionable transuranium element proportion contained in the lower fuel region 23.
  • the non-fissionable transuranium element (TRU) ratio in the first upper fuel region 21a is larger than the non-fissile transuranium element (TRU) ratio in the second upper fuel region 21b.
  • TRU non-fissionable transuranium element
  • the region above the upper end in the axial direction of the fuel effective region 20 is a vapor region, the neutron moderating effect is large, and the fissionable transuranium element (TRU) tends to react and the output tends to increase. is there. Therefore, as described above, the composition distribution of the nuclear fuel material in the fuel effective region 20 allows the non-fissile uranium element (TRU) in the first upper fuel region 21a and the second upper fuel region 21b, particularly the first upper portion.
  • the output peak at the upper end in the axial direction of the fuel effective region 20 can be further reduced as compared with the first embodiment, and the first upper fuel region
  • the axial output distribution in the 21a and the second upper fuel region 21b can be flattened.
  • FIG. 6 shows an example in which the ratio of fissile transuranium element (TRU) in the first upper fuel region 21a, the second upper fuel region 21b, and the lower fuel region 23 is the same as 27 wt%.
  • the ratio of the fissile transuranium element (TRU) may be different in the first upper fuel region 21a, the second upper fuel region 21b, and the lower fuel region 23.
  • the non-fissionable transuranium element (TRU) ratio contained in the first upper fuel region 21a is 57 wt%
  • the non-fissionable transuranium element (TRU) proportion contained in the second upper fuel region 21b is set.
  • the ratio of the non-fissile transuranium element (TRU) contained in the first upper fuel region 21a, the second upper fuel region 21b, and the lower fuel region 23 is 20 wt% or more, and the first upper fuel region 21a and the second upper fuel region 21a Any value may be used as long as the average value of the non-fissile transuranic element (TRU) ratio contained in the upper fuel region 21b is larger than the non-fissionable transuranium element (TRU) proportion contained in the lower fuel region 23. .
  • the ratio of non-fissionable transuranium element (TRU) contained in the first upper fuel region 21a is made larger than the ratio of non-fissionable transuranium element (TRU) contained in the second upper fuel region 21b. It is desirable.
  • the output peak at the upper end in the axial direction of the fuel effective region can be reduced as compared with the first embodiment.
  • the axial output distribution in the first upper fuel region and the second upper fuel region can be flattened.
  • FIG. 7 is a distribution diagram in the axial direction (height direction) of the nuclear fuel material used in the fuel assembly of the third embodiment according to another embodiment of the present invention.
  • the upper fuel region constituting the fuel effective region is formed from the upper end of the fuel effective region in the first upper fuel region, the second upper fuel region, and the third upper fuel region, and these first upper fuel regions are formed.
  • the average value of the non-fissionable transuranium element (TRU) ratio included in the region, the second upper fuel area, and the third upper fuel area is greater than the non-fissionable transuranium element (TRU) ratio included in the lower fuel area.
  • TRU non-fissionable transuranium element
  • the effective fuel region 20 extends from the upper end to the lower end in the axial direction (height direction) of the fuel assembly 1, and includes a first upper fuel region 21 a, a second upper fuel region 21 b, and a third upper portion.
  • the fuel region 21 c, the blanket region 22, and the lower fuel region 23 are configured.
  • the axial height of the effective fuel region 20 is 90 cm is shown as an example.
  • the first upper fuel region 21a has an axial height of 5 cm, 58 wt% of non-fissile transuranium element (TRU), 27 wt% of fissile transuranium element (TRU), and deteriorated uranium as a base material. Contains 15 wt%.
  • the second upper fuel region 21b has an axial height of 10 cm, 50 wt% of non-fissile transuranium element (TRU), 27 wt% of fissile transuranium element (TRU), and deteriorated uranium as a base material. It contains 23 wt%.
  • the third upper fuel region 21c has an axial height of 5 cm, 58 wt% of non-fissile transuranium element (TRU), 27 wt% of fissile transuranium element (TRU), and deteriorated uranium as a base material. Contains 15 wt%.
  • the blanket region 22 has an axial height of 50 cm, and its fuel composition is 100 wt% depleted uranium.
  • the lower fuel region 23 has an axial height of 20 cm, 45 wt% of non-fissile transuranium element (TRU), 27 wt% of fissile transuranium element (TRU), and 28 wt% of deteriorated uranium as a base material.
  • TRU non-fissile transuranium element
  • TRU fissile transuranium element
  • TRU deteriorated uranium as a base material.
  • the first upper fuel region 21a, the second upper fuel region 21b, the third upper fuel region 21c, and the lower fuel region 23 all contain 20 wt% or more of non-fissile transuranium element (TRU).
  • TRU non-fissile transuranium element
  • the average value of the non-fissionable transuranium element (TRU) ratio in the first upper fuel region 21a, the second upper fuel region 21b, and the third upper fuel region 21c is the non-fissionable super uranium (TRU) ratio included in the lower fuel region 23. Greater than uranium element ratio.
  • the first upper fuel region 21a and the third upper fuel region 21c have the same non-fissile transuranium (TRU) ratio, and the second upper fuel region 21b has a non-fissile transuranic element (TRU) ratio. Is also big. That is, on the upper side of the fuel effective region 20, the non-fissile transuranic element (TRU) ratio is distributed in the region including the first upper fuel region 21a, the second upper fuel region 21b, and the third upper fuel region 21c. have.
  • the neutron spectrum is softer than the other first upper fuel region 21a, second upper fuel region 21b, and lower fuel region 23. This is the same as the effect in the second embodiment described above, and an output peak occurs at the lower end of the third upper fuel region 21c.
  • the composition distribution of the nuclear fuel material in the fuel effective region 20 allows the non-fissile uranium element (in the first upper fuel region 21a, the second upper fuel region 21b, and the third upper fuel region 21c ( TRU), in particular, the non-fissionable uranium element (TRU) contained in the third upper fuel region 21c is increased, so that the output peak at the lower end of the third upper fuel region 21c adjacent to the blanket region 22 is reduced.
  • the power distribution in the first upper fuel region 21a to the third upper fuel region 21c can be made flat.
  • FIG. 7 shows an example where the ratio of fissile transuranium element (TRU) in the first upper fuel region 21a, the second upper fuel region 21b, the third upper fuel region 21c, and the lower fuel region 23 is the same as 27 wt%.
  • the present invention is not limited to this, and in the first upper fuel region 21a, the second upper fuel region 21b, the third upper fuel region 21c, and the lower fuel region 23, the fissile transuranium element (TRU) ratio is set to a different value. Also good.
  • the non-fissionable superuranium element (TRU) ratio contained in the first upper fuel region 21a and the third upper fuel region 21c is 58 wt%
  • the non-fissionable super uranium element (TRU) contained in the second upper fuel region 21b is 50 wt%
  • the non-fissile transuranic element (TRU) ratio included in the lower fuel region 23 is 45 wt%, it is not necessarily limited to these ratios.
  • the ratio of non-fissile transuranium element (TRU) contained in the first upper fuel region 21a, the second upper fuel region 21b, the third upper fuel region 21c, and the lower fuel region 23 is 20 wt% or more
  • the average value of the non-fissile transuranium element (TRU) ratio contained in the fuel region 21a, the second upper fuel region 21b, and the third upper fuel region 21c is the non-fissile transuranium element ( Any value may be used as long as it is larger than the (TRU) ratio.
  • the ratio of non-fissionable transuranium element (TRU) contained in the first upper fuel region 21a is larger than the ratio of non-fissionable transuranium element (TRU) contained in the third upper fuel region 21c, and the third The non-fissile transuranium element (TRU) ratio contained in the upper fuel region 21c may be larger than the non-fissile transuranium element (TRU) proportion contained in the second upper fuel region 21b.
  • the region above the upper end in the axial direction of the fuel effective region 20 is a vapor region, the neutron moderating effect is large, and the fissionable transuranium element (TRU) tends to react and the output tends to increase. It is in.
  • the output peak at the upper end in the axial direction of the fuel effective region 20 is further reduced as compared with the first embodiment. be able to.
  • the non-fissionable transuranium element (TRU) ratio contained in the third upper fuel region 21c whose lower end is adjacent to the blanket region 22 is determined as the non-fissile transuranium element (TRU) contained in the second upper fuel region 21b.
  • the output peak at the lower end of the third upper fuel region adjacent to the blanket region can be reduced, and the first upper fuel region can be reduced.
  • the axial power distribution in the second upper fuel region and the third upper fuel region can be further flattened.
  • this invention is not limited to the above-mentioned Example, Various modifications are included.
  • the above-described embodiments have been described in detail for easy understanding of the present invention, and are not necessarily limited to those having all the configurations described.
  • a part of the configuration of one embodiment can be replaced with the configuration of another embodiment, and the configuration of another embodiment can be added to the configuration of one embodiment.

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Abstract

炉心の軸方向出力分布を平坦化しつつ、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）の燃焼効率を増大し得る燃料集合体及びそれを装荷する原子炉の炉心を提供する。燃料集合体１は、軸方向に沿って上部燃料領域２１及び下部燃料領域２３を有し、上部燃料領域２１及び下部燃料領域２３は、重金属中の非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が２０ｗｔ％以上であり、上部燃料領域２１に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が、下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きい。

Description

燃料集合体及びそれを装荷する原子炉の炉心
　本発明は、燃料集合体及びそれを装荷する炉心に係り、特に、超ウラン元素（ＴＲＵ）を燃焼させるのに好適な燃料集合体及びそれを装荷する原子炉の炉心に関する。
　沸騰水型原子炉の炉心には、複数の燃料集合体が装荷されている。燃料集合体は、核燃料物質（例えば、酸化ウラン）を含む複数の燃料ペレットを封入した複数の燃料棒、燃料棒の上端部を支持する上部タイプレート、燃料棒の下端部を支持する下部タイプレート、燃料棒間の間隔を保持する複数の燃料スペーサ、及びチャンネルボックスを有する。チャンネルボックスは、上端部が上部タイプレートに取り付けられて下部タイプレートへ向かい延伸し、複数の燃料スペーサによって束ねられた複数の燃料棒を取り囲んでいる。
　この燃料が原子炉で使用された後に、使用済み燃料からプルトニウムを再処理工程で取り出し、混合酸化物燃料(ＭＯＸ燃料)として軽水炉で燃焼させるプルサーマル発電が行われている。この方法では、主に核分裂性プルトニウムを燃焼させることができるが、より高次の生成物であるマイナーアクチノイド（Ｍｉｎｏｒ　ａｃｔｉｎｉｄｅ：以下、ＭＡと称する）ができる。プルトニウムとＭＡを合わせて超ウラン元素（Ｔｒａｎｓｕｒａｎｉｕｍ　Ｅｌｅｍｅｎｔｓ：ＴＲＵ）と呼ばれる。超ウラン元素は、ウランが原子炉で燃焼した後にできる生成物であり、一部の核種の半減期が長いために、天然ウランレベルまで有害性を低減するためには長期間の保管を必要とする。
　この問題を解決するため、超ウラン元素を燃焼する原子炉システムが提案されている。超ウラン元素を低減する方法として核分裂が利用されるが、非核分裂性の核種は核分裂断面積が小さい。しかし、エネルギーの高い領域では核分裂断面積が比較的大きくなることから、炉心内の中性子スペクトルを硬化することで、超ウラン元素の燃焼を促進する。そのため、従来の軽水炉とは異なり、中性子スペクトルを硬化できる炉心や燃料が用いられる。
　超ウラン元素を燃焼できる炉心として、沸騰水型原子炉の原理を用いた燃焼炉がある。沸騰水型原子炉では、水が加熱されて蒸気(ボイド)になると、体積当たりの水素原子密度が低下するため、中性子の減速が抑制される。このことを活用して、水を排除した炉心及び燃料構成を用いることで、超ウラン元素の燃焼に好適な構成とすることができる。　
　現行の沸騰水型原子炉でＭＡを効率よく燃焼する方法について、例えば特許文献１に記載される技術が提案されている。上述のように、沸騰水型原子炉では炉心上部で蒸気割合が高いため、中性子スペクトルが硬くなる。そこで特許文献１では、一般的に沸騰水型原子炉で用いられる濃縮ウラン燃料やＭＯＸ燃料と共に、上部燃料領域にＭＡを装荷し、下部燃料領域及び中間燃料領域にはＭＡを装荷しない構成とすることにより、ＭＡの燃焼効率を増大している。
特開平５－４５４８２号公報
　ＭＡを装荷した燃料は、濃縮ウラン燃料及びＭＯＸ燃料と共に用いられる。一般に沸騰水型原子炉では、ボイド率が増大すると、中性子の減速が抑制され、中性子スペクトルが硬くなる。これにより核分裂反応が抑制される。また、ＭＡは核分裂性物質と比べて、低いエネルギーの中性子では核分裂反応断面積が小さく、吸収断面積が大きいため、中性子スペクトルを硬くする効果がある。特許文献１に開示されるように、上部燃料領域にＭＡを装荷すると、ＭＡの核分裂割合は大きくなるが、中性子スペクトルが硬くなることで、核分裂反応は少なく（出力は低く）なる。その対策として、上部燃料領域の核分裂性物質割合を増加させて、軸方向上下における出力分布を平坦とする方法が考えられるが、この場合、核分裂性物質が多くなり過ぎると、ＭＡによる核分裂が阻害されるという課題が生じる。
　超ウラン元素（ＴＲＵ）装荷量を増大し、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）の装荷量が多くなると、燃料水平方向断面が無限に連続する場合（無限格子）を仮定したとき、ボイドに対する反応度は正となる。また、体系中の燃料に対する減速材（水）の割合を低下させることも同様の効果がある。これは上述の沸騰水型原子炉のボイドに対する反応とは逆である。このような炉心では、炉心上部ほど出力が高くなりやすい。　
　従って、出力ピーキングを平坦化して設計制限値内とするためには、上部燃料領域における超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を下げて、出力を低下させる必要がある。また、安全性の観点から炉心のボイドに対する反応度を負とするため扁平な炉心構成となり、その結果、炉心の超ウラン元素（ＴＲＵ）装荷量が減少して非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）の燃焼量が低下するとう課題が生じる。
　そこで本発明は、炉心の軸方向出力分布を平坦化しつつ、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）の燃焼効率を増大し得る燃料集合体及びそれを装荷する原子炉の炉心を提供する。
　上記課題を解決するため、本発明の燃料集合体は、軸方向に沿って上部燃料領域及び下部燃料領域を有し、前記上部燃料領域及び下部燃料領域は、重金属中の非核分裂性超ウラン元素割合が２０ｗｔ％以上であり、前記上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合が、前記下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする。　
　また、本発明の原子炉の炉心は、複数の燃料集合体を装荷し、前記燃料集合体は、軸方向に沿って上部燃料領域及び下部燃料領域を備え、前記上部燃料領域及び下部燃料領域は、重金属中の非核分裂性超ウラン元素割合が２０ｗｔ％以上であり、前記上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合が、前記下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする。
　本発明によれば、炉心の軸方向出力分布を平坦化しつつ、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）の燃焼効率を増大し得る燃料集合体及びそれを装荷する原子炉の炉心を提供することが可能となる。　
　上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。
本発明の一実施例に係る実施例１の燃料集合体の全体概略構成図である。 図１に示す燃料集合体のＡ－Ａ断面図矢視図（水平断面図）である。 実施例１の燃料集合体に用いられる核燃料物質の軸方向（高さ方向）の分布図である。 核燃料物質に対する減速材割合が１．４の体系における、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合とボイド反応度係数の関係を示す説明図である。 図１に示す燃料集合体を装荷する炉心を備えた資源再利用型沸騰水型原子炉の概略構成図である。 本発明の他の実施例に係る実施例２の燃料集合体に用いられる核燃料物質の軸方向（高さ方向）の分布図である。 本発明の他の実施例に係る実施例３の燃料集合体に用いられる核燃料物質の軸方向（高さ方向）の分布図である。
　本発明者等は、種々の検討を重ね、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）の燃焼効率を増大させる新たな構成を見出した。この検討結果および新たに見出した燃料集合体の概要を以下に説明する。
　従来技術にあるように、沸騰水型原子炉（Ｂｏｉｌｉｎｇ　Ｗａｔｅｒ　Ｒｅａｃｔｏｒ：ＢＷＲ）では上部燃料領域にＭＡなどの非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を装荷すると、中性子スペクトルが硬くなることにより、出力が低下して非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）の燃焼量が低下する。そこで本発明者等は、スペクトルが硬くなった場合に出力が増大するような、燃料有効領域における位置に装荷すればよいと考えた。しかし、スペクトルが硬くなると出力が増大する反応は、沸騰水型原子炉において、ボイド反応度係数が正であることを意味する。仮に、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を装荷することで、ボイド反応度係数が正側になるとすれば、炉心のボイド反応度係数が正側に移行し、結果として炉心の安全性を低下させることになる。
　そこで、本発明者等は、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）装荷量に対するボイド反応度係数についての評価を行った。図４は、核燃料物質に対する減速材割合が１．４の体系における、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合とボイド反応度係数の関係を示す説明図である。なお、核燃料物質に対する減速材割合が１．４の体系とは、減速材である冷却水の体積が核燃料物質の体積の１．４倍であることを意味する。評価に用いた核燃料物質は、劣化ウランを母材とし、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）装荷量：核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）装荷量＝２：１の割合で核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を含んでいる。ここで、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）は、８０％程度の偶数核プルトニウム同位体と２０％程度のＭＡを含んでいる。
　図４では、横軸に非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合（ｗｔ％）を、縦軸にボイド反応度係数（ｐｃｍ）を取り、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合に対するボイド反応度係数の変化を示している。ここで、縦軸のボイド反応度係数の単位ｐｃｍは、ｐｅｒｃｅｎｔ　ｍｉｌｌｅ＝％の１／１０００＝１０―５である。図４に示すように、重金属中の非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が増大するに伴い、ボイド反応度係数が増加し、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が約８.０ｗｔ％を境にボイド反応度係数が「負」から「正」に転じる。その後、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が２０ｗｔ％以降では、ボイド反応度係数は一定となる。すなわち、本発明者等は、重金属中の非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を２０ｗｔ％以上とすることにより、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を増大させてもボイド反応度係数を悪化させないことを見出した。
　これにより、詳細は後述するが、燃料有効領域の軸方向における上部側の上部燃料領域及び下部側の下部燃料領域の２つの領域の燃料有効領域（非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）及び核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を含む）を有する核燃料において、比較的出力が高くなる上部燃料領域に非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を装荷することにより、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を燃焼させつつも、ボイド反応度係数が悪化しない、つまり炉心特性を維持できる。このことは、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）の燃焼効率を増大できることを意味する。
　上記の検討結果を反映した、本発明の実施例を以下に図面を用いて説明する。　
　なお、以下では、資源再利用型沸騰水型原子炉（Ｒｅｓｏｕｒｃｅ－Ｒｅｎｅｗａｂｌｅ　Ｂｏｉｌｉｎｇ　Ｗａｔｅｒ　Ｒｅａｃｔｏｒ：ＲＢＷＲ）を一例として説明するが、これに限られるものでは無い。例えば、改良型沸騰水型原子炉（Ａｄｖａｎｃｅｄ　Ｂｏｉｌｉｎｇ　Ｗａｔｅｒ　Ｒｅａｃｔｏｒ：ＡＢＷＲ）、再循環ポンプを備え減速材としての冷却水を原子炉圧力容器外へ通流し再び原子炉圧力容器内のダウンカマへ流入させることで冷却水を循環させる通常の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）、或は、チムニによる冷却水の自然循環方式を用いることで、ＢＷＲにおける再循環ポンプ、ＡＢＷＲにおけるインターナルポンプを不要とする高経済性単純化沸騰水型原子炉（Ｅｃｏｎｏｍｉｃ　Ｓｉｍｐｌｉｆｉｅｄ　Ｂｏｉｌｉｎｇ　Ｗａｔｅｒ　Ｒｅａｃｔｏｒ：ＥＳＢＷＲ）等、その他の原子炉へも同様に適用可能である。
　図１は、本発明の一実施例に係る実施例１の燃料集合体の全体概略構成図であり、図２は、図１に示す燃料集合体のＡ－Ａ断面図矢視図（水平断面図）であり、図５は、図１に示す燃料集合体を装荷する炉心を備えた資源再利用型沸騰水型原子炉（ＲＢＷＲ）の概略構成図である。　
　図５に示すように、資源再利用型沸騰水型原子炉（ＲＢＷＲ）は、原子炉圧力容器（原子炉容器）１０３内に円筒状の炉心シュラウド１０２が設けられ、炉心シュラウド１０２内に、複数体の燃料集合体（図示せず）が装荷された炉心１０５が配設されている。また、原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶと称する）１０３内には、炉心１０５の上方へと延伸する気水分離器１０６及び気水分離器１０６の上方に配される蒸気乾燥器１０７が設けられている。ＲＰＶ１０３と炉心シュラウド１０２の間には環状のダウンカマ１０４が形成されている。ダウンカマ１０４内には、インターナルポンプ１１５が配設されている。
　インターナルポンプ１１５から吐出された冷却水は、下部プレナム１２２を経て炉心１０５に供給される。冷却水は、炉心１０５を通過する際に加熱されて水及び蒸気を含む気液二相流となる。気水分離器１０６は気液二相流を蒸気と水に分離する。分離された蒸気は、更に蒸気乾燥器１０７で湿分が除去されて主蒸気配管１０８に導かれる。この湿分が除去された蒸気は、蒸気タービン（図示せず）に導かれ、蒸気タービンを回転させる。蒸気タービンに連結された発電機が回転し、電力を発生する。蒸気タービンから排出された蒸気は、復水器（図示せず）で凝縮されて水となる。この凝縮水は、冷却水として給水配管１０９によりＲＰＶ１０３内に供給される。気水分離器１０６及び蒸気乾燥器１０７で分離された水は、落下して冷却水としてダウンカマ１０４内に達する。　
　なお、図５では図示しないが、ＲＰＶ１０３の下部プレナム１２２には、燃料集合体の核反応を制御するため、炉心１０５へ複数の横断面Ｙ字状の制御棒を挿入可能とする制御棒案内管が設けられ、ＲＰＶ１０３の底部より下方に設置された制御棒駆動機構ハウジング内に制御棒駆動機構を備え、制御棒は制御棒駆動機構に連結されている。ここで、横断面Ｙ字状の制御棒は、中心に位置するタイロッドから外側に向かって延伸する３枚の翼を備え、各翼は中性子吸収材であるＢ４Ｃが充填された複数の中性子吸収棒を有する。これら３枚の翼は、タイロッドの周囲に相互に１２０度の間隔にて配されている。そして、炉心１０５に三角格子状に稠密に装荷される複数の燃料集合体（詳細後述する）のうち、相互に隣接する３体の燃料集合体の間に、１本の横断面Ｙ字状の制御棒が挿入される。
　図１に示すように、燃料集合体１は、複数の燃料棒２、上部タイプレート３、下部タイプレート４、複数の燃料スペーサ６、チャンネルボックス５を備えている。燃料棒２は、複数の燃料ペレット（図示せず）を、密封された被覆管（図示せず）内に充填している。下部タイプレート４は各燃料棒２の下端部を支持し、上部タイプレート３は各燃料棒２の上端部を保持する。これらの燃料棒２は、図２に示すように、燃料集合体１の水平断面において三角格子状に配されている。また複数の燃料スペーサ６は、図１に示すように、燃料集合体１の軸方向において所定の間隔にて離間し配され、燃料棒２の相互間に、冷却水が流れる流路を形成するように、燃料棒２を保持している。横断面が六角形状をなす筒状のチャンネルボックス５（図２）は、上部タイプレート３に取り付けられ、下方に向かって延伸している。燃料スペーサ６によって束ねられた各燃料棒２は、チャンネルボックス５内に配されている。上部タイプレート３には、その上端部にハンドルが締結されており、ハンドルを吊り上げると、燃料集合体１全体を引き上げることができる。
　図３は、燃料集合体１に用いられる核燃料物質の軸方向（高さ方向）の分布図である。図３に示すように、燃料有効領域２０は、燃料集合体１の軸方向（高さ方向）において上端から下端へと向かい、上部燃料領域２１、ブランケット領域２２、及び下部燃料領域２３から構成される。図３では、燃料有効領域２０の軸方向の高さが９０ｃｍの場合を一例として示している。　
　上部燃料領域２１は、軸方向の高さが２０ｃｍであり、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を５４ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを１９ｗｔ％含んでいる。ブランケット領域２２は、軸方向の高さが５０ｃｍであり、その燃料組成は劣化ウラン１００ｗｔ％である。下部燃料領域２３は、軸方向の高さが２０ｃｍであり、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を４５ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを２８ｗｔ％含んでいる。
　上部燃料領域２１及び下部燃料領域２３は、共に非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２０ｗｔ％以上含んでいる。そして、上部燃料領域２１に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が、下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きい。このように、燃料有効領域２０における核燃料物質の組成分布とすることで、上部燃料領域２１の出力を抑制し炉心１０５の軸方向出力分布を平坦化できると共に、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）の燃焼効率を増大することが可能となる。更に、中性子の漏れが大きい燃料有効領域２０の軸方向上部にボイド反応度が正側となる断面を有することで、ボイド率低下時に出力分布が上部ピークとなるため中性子漏洩量が増加し、炉心１０５（図５）の実効増倍率が低下するため、結果として炉心１０５のボイド反応度係数を負側にすることが可能となる。
　図３では、上部燃料領域２１及び下部燃料領域２３に含まれる核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が２７ｗｔ％と同一の場合を一例として示したが、これに限らず、上部燃料領域２１及び下部燃料領域２３において、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を異なる値としても良い。また、本実施例では、上部燃料領域２１に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を５４ｗｔ％、下部燃料領域２３に非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を４５ｗｔ％としたが、必ずしもこれらの割合に限られるものではない。すなわち、上部燃料領域２１及び下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が２０ｗｔ％以上であり、上部燃料領域２１に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が、下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きければ、いずれの値としても良い。
　以上の通り、本実施例によれば、炉心の軸方向出力分布を平坦化しつつ、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）の燃焼効率を増大することが可能となる。　
　また、ボイド率低下時においても、炉心のボイド反応度係数を負側にすることが可能となる。
　図６は、本発明の他の実施例に係る実施例２の燃料集合体に用いられる核燃料物質の軸方向（高さ方向）の分布図である。本実施例では、燃料有効領域を構成する上部燃料領域を、燃料有効領域の上端より第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域にて形成し、これら第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合の平均値が、下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きくした点が実施例１と異なる。その他の構成は、実施例１と同様であり以下では実施例１と重複する説明を省略する。
　図６に示すように、燃料有効領域２０は、燃料集合体１の軸方向（高さ方向）において上端から下端へと向かい、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、ブランケット領域２２、及び下部燃料領域２３から構成される。図６では、燃料有効領域２０の軸方向の高さが９０ｃｍの場合を一例として示している。　
　第１上部燃料領域２１ａは、軸方向の高さが５ｃｍであり、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を５７ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを１６ｗｔ％含んでいる。第２上部燃料領域２１ｂは、軸方向の高さが１５ｃｍであり、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を５１ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを２２ｗｔ％含んでいる。また、ブランケット領域２２は、軸方向の高さが５０ｃｍであり、その燃料組成は劣化ウラン１００ｗｔ％である。下部燃料領域２３は、軸方向の高さが２０ｃｍであり、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を４５ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを２８ｗｔ％含んでいる。第１上部燃料領域２１ａ及び第２上部燃料領域２１ｂの各核燃料物質の平均値は、それぞれ、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）が５４ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）が２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを１９ｗｔ％である。
　第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、及び下部燃料領域２３は、共に非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２０ｗｔ％以上含んでいる。また、第１上部燃料領域２１ａ及び第２上部燃料領域２１ｂの非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合の平均値は、下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きい。そして、第１上部燃料領域２１ａの非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が、第２上部燃料領域２１ｂの非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きい。すなわち、燃料有効領域２０の上部側において、第１上部燃料領域２１ａ及び第２上部燃料領域２１ｂを含む領域内で、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合に分布を有している。
　また、燃料有効領域２０の軸方向上端部よりも上方は、蒸気の領域であるため、中性子の減速効果が大きく、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）が反応をおこしやすく、出力が増大する傾向にある。従って、上述のように、燃料有効領域２０における核燃料物質の組成分布とすることで、第１上部燃料領域２１ａ及び第２上部燃料領域２１ｂにおける非核分裂性ウラン元素（ＴＲＵ）、特に、第１上部燃料領域２１ａにおける非核分裂性ウラン元素（ＴＲＵ）が増大しているため、燃料有効領域２０の軸方向上端での出力ピークを、実施例１に比べ更に低減することができ、第１上部燃料領域２１ａ及び第２上部燃料領域２１ｂ内での軸方向出力分布を平坦にすることができる。
　なお、図６では、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、及び下部燃料領域２３における核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が２７ｗｔ％と同一の場合を一例として示したが、これに限らず、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ及び下部燃料領域２３において、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を異なる値としても良い。また、本実施例では、第１上部燃料領域２１ａに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を５７ｗｔ％、第２上部燃料領域２１ｂに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を５１ｗｔ％、下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を４５ｗｔ％としたが、必ずしもこれらの割合に限られるものではない。すなわち、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、及び下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が２０ｗｔ％以上であり、第１上部燃料領域２１ａ及び第２上部燃料領域２１ｂに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合の平均値が、下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きければ、いずれの値としても良い。なお、この場合においても第１上部燃料領域２１ａに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が、第２上部燃料領域２１ｂに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きくすることが望ましい。
　以上の通り、本実施例によれば、実施例１の効果に加え、更に、実施例１と比較し燃料有効領域の軸方向上端での出力ピークを低減することが可能となる。　
　また、第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域内での軸方向出力分布を平坦化することが可能となる。
　図７は、本発明の他の実施例に係る実施例３の燃料集合体に用いられる核燃料物質の軸方向（高さ方向）の分布図である。本実施例では、燃料有効領域を構成する上部燃料領域を、燃料有効領域の上端より、第１上部燃料領域、第２上部燃料領域、第３上部燃料領域にて形成し、これら第１上部燃料領域、第２上部燃料領域及び第３上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合の平均値が、下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きくした点が実施例１と異なる。その他の構成は、実施例１と同様であり以下では実施例１と重複する説明を省略する。
　図７に示すように、燃料有効領域２０は、燃料集合体１の軸方向（高さ方向）において上端から下端へと向かい、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、第３上部燃料領域２１ｃ、ブランケット領域２２、及び下部燃料領域２３から構成される。図７では、燃料有効領域２０の軸方向の高さが９０ｃｍの場合を一例として示している。　
　第１上部燃料領域２１ａは、軸方向の高さが５ｃｍであり、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を５８ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを１５ｗｔ％含んでいる。第２上部燃料領域２１ｂは、軸方向の高さが１０ｃｍであり、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を５０ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを２３ｗｔ％含んでいる。第３上部燃料領域２１ｃは、軸方向の高さが５ｃｍであり、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を５８ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを１５ｗｔ％含んでいる。また、ブランケット領域２２は、軸方向の高さが５０ｃｍであり、その燃料組成は劣化ウラン１００ｗｔ％である。下部燃料領域２３は、軸方向の高さが２０ｃｍであり、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を４５ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを２８ｗｔ％含んでいる。第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、及び第３上部燃料領域２１ｃの各核燃料物質の平均値は、それぞれ、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）が５４ｗｔ％、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）が２７ｗｔ％、母材としての劣化ウランを１９ｗｔ％である。
　第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、第３上部燃料領域２１ｃ及び下部燃料領域２３は、共に非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）を２０ｗｔ％以上含んでいる。また、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、及び第３上部燃料領域２１ｃの非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合の平均値は、下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きい。そして、第１上部燃料領域２１ａ及び第３上部燃料領域２１ｃの非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合は同一であって、第２上部燃料領域２１ｂの非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きい。すなわち、燃料有効領域２０の上部側において、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、及び第３上部燃料領域２１ｃを含む領域内で、非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合に分布を有している。
　第３上部燃料領域２１ｃの下端部は、ブランケット領域２２の上端部に隣接するため、他の第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、及び下部燃料領域２３よりも中性子スペクトルが軟らかい。これは、上述の実施例２における効果と同様であり、第３上部燃料領域２１ｃの下端部でも出力ピークが発生する。従って、上述のように、燃料有効領域２０における核燃料物質の組成分布とすることで、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、及び第３上部燃料領域２１ｃにおける非核分裂性ウラン元素（ＴＲＵ）、特に、第３上部燃料領域２１ｃに含まれる非核分裂性ウラン元素（ＴＲＵ）が増大しているため、ブランケット領域２２と隣接する第３上部燃料領域２１ｃの下端部での出力ピークを低減することができ、第１上部燃料領域２１ａ～第３上部燃料領域２１ｃ内での出力分布を平坦にすることができる。
　なお、図７では、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、第３上部燃料領域２１ｃ及び下部燃料領域２３における核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が２７ｗｔ％と同一の場合を一例として示したが、これに限らず、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、第３上部燃料領域２１ｃ及び下部燃料領域２３において、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を異なる値としても良い。また、本実施例では、第１上部燃料領域２１ａ及び第３上部燃料領域２１ｃに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を５８ｗｔ％、第２上部燃料領域２１ｂに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を５０ｗｔ％、下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を４５ｗｔ％としたが、必ずしもこれらの割合に限られるものではない。すなわち、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、第３上部燃料領域２１ｃ及び下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が２０ｗｔ％以上であり、第１上部燃料領域２１ａ、第２上部燃料領域２１ｂ、及び第３上部燃料領域２１ｃに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合の平均値が、下部燃料領域２３に含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きければ、いずれの値としても良い。　
　また、第１上部燃料領域２１ａに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が、第３上部燃料領域２１ｃに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きく、且つ、第３上部燃料領域２１ｃに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合が、第２上部燃料領域２１ｂに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きい構成としても良い。この場合、燃料有効領域２０の軸方向上端部よりも上方は、蒸気の領域であるため、中性子の減速効果が大きく、核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）が反応をおこしやすく、出力が増大する傾向にある。従って、第１上部燃料領域２１ａに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を最も大きくすることで、燃料有効領域２０の軸方向上端での出力ピークを、実施例１に比べ更に低減することができる。また、ブランケット領域２２に下端部が隣接する第３上部燃料領域２１ｃに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合を、第２上部燃料領域２１ｂに含まれる非核分裂性超ウラン元素（ＴＲＵ）割合よりも大きくすることで、第３上部燃料領域２１ｃの下端部での出力ピークをより効果的に低減することが可能となる。
　以上の通り、本実施例によれば、上述の実施例２の効果に加え、ブランケット領域と隣接する第３上部燃料領域の下端部での出力ピークを低減することができ、第１上部燃料領域、第２上部燃料領域及び第３上部燃料領域内での軸方向出力分布を更に平坦化することが可能となる。
　なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の実施例の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。
１・・・燃料集合体，２・・・燃料棒，３・・・上部タイプレート，４・・・下部タイプレート，５・・・チャンネルボックス，６・・・燃料スペーサ，２０・・・燃料有効領域，２１・・・上部燃料領域，２１ａ・・・第１上部燃料領域，２１ｂ・・・第２上部燃料領域，２１ｃ・・・第３上部燃料領域，２２・・・ブランケット領域，２３・・・下部燃料領域，１０２・・・炉心シュラウド，１０３・・・原子炉圧力容器，１０４・・・ダウンカマ，１０５・・・炉心，１０６・・・気水分離器，１０７・・・蒸気乾燥器，１０８・・・主蒸気配管，１０９・・・給水配管，１１５・・・インターナルポンプ，１２２・・・下部プレナム

Claims (16)

  1. 　軸方向に沿って上部燃料領域及び下部燃料領域を有する燃料集合体であって、
    　前記上部燃料領域及び下部燃料領域は、重金属中の非核分裂性超ウラン元素割合が２０ｗｔ％以上であり、前記上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合が、前記下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする燃料集合体。
  2. 　請求項１に記載の燃料集合体において、
    　前記上部燃料領域は、軸方向上端部より第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域を有し、前記第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合の平均値が、前記下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする燃料集合体。
  3. 　請求項２に記載の燃料集合体において、
    　前記第１上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合が、前記第２上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする燃料集合体。
  4. 　請求項１に記載の燃料集合体において、
    　前記上部燃料領域は、軸方向上端部より第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域並びに第３上部燃料領域を有し、前記第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域並びに第３上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合の平均値が、前記下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする燃料集合体。
  5. 　請求項４に記載の燃料集合体において、
    　前記第１上部燃料領域及び前記第３上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合が、前記第２上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする燃料集合体。
  6. 　請求項５に記載の燃料集合体において、
    　前記第１上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合と、前記第３上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合と、が等しいことを特徴とする燃料集合体。
  7. 　請求項５に記載の燃料集合体において、
    　前記第１上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合は、前記第３上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする燃料集合体。
  8. 　請求項１に記載の燃料集合体において、
    　前記上部燃料領域と前記下部燃料領域との間に劣化ウランのみを含むブランケット領域を備え、
    　前記ブランケット領域の軸方向の高さが、前記上部燃料領域及び前記下部燃料領域の軸方向の高さよりも大きいことを特徴とする燃料集合体。
  9. 　複数の燃料集合体を装荷する原子炉の炉心であって、
    　前記燃料集合体は、軸方向に沿って上部燃料領域及び下部燃料領域を備え、
    　前記上部燃料領域及び下部燃料領域は、重金属中の非核分裂性超ウラン元素割合が２０ｗｔ％以上であり、前記上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合が、前記下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする原子炉の炉心。
  10. 　請求項９に記載の原子炉の炉心において、
    　前記上部燃料領域は、軸方向上端部より第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域を有し、前記第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合の平均値が、前記下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする原子炉の炉心。
  11. 　請求項１０に記載の原子炉の炉心において、
    　前記第１上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合が、前記第２上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする原子炉の炉心。
  12. 　請求項９に記載の原子炉の炉心において、
    　前記上部燃料領域は、軸方向上端部より第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域並びに第３上部燃料領域を有し、前記第１上部燃料領域及び第２上部燃料領域並びに第３上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合の平均値が、前記下部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする原子炉の炉心。
  13. 　請求項１２に記載の原子炉の炉心において、
    　前記第１上部燃料領域及び前記第３上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合が、前記第２上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする原子炉の炉心。
  14. 　請求項１３に記載の原子炉の炉心において、
    　前記第１上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合と、前記第３上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合と、が等しいことを特徴とする原子炉の炉心。
  15. 　請求項１３に記載の原子炉の炉心において、
    　前記第１上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合は、前記第３上部燃料領域に含まれる非核分裂性超ウラン元素割合よりも大きいことを特徴とする原子炉の炉心。
  16. 　請求項９に記載の原子炉の炉心において、
    　前記上部燃料領域と前記下部燃料領域との間に劣化ウランのみを含むブランケット領域を備え、
    　前記ブランケット領域の軸方向の高さが、前記上部燃料領域及び前記下部燃料領域の軸方向の高さよりも大きいことを特徴とする原子炉の炉心。
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