【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は特に沸騰水型原子炉の核燃料集合体に関する。特に、プルトニウムの有効利用ができる核燃料集合体である。
【０００２】
【従来の技術】
図１は核燃料物質を内包する沸騰水型原子炉の従来の核燃料集合体（３０）を示す概略斜視図である。核燃料集合体（３０）は、多数本正方格子状に配列された核燃料物質を内封している円柱形状の核燃料棒（３１）と、それ等の上端及び下端を夫々支持する上側結合板（３２）及び下側結合板（３３）と、前記核燃料棒（３１）の高さ途中に位置して燃料棒間の間隔を規制する数個のスペーサ（３４）と、これ等を覆うチャンネルボックス（３５）とから構成される。
核燃料棒（３１）は図２に示すように例えばジルカロイー２製の被覆管（４１）とこの被覆管（４１）の上下開口端を気密閉塞する上部端栓（４２）及び下部端栓（４３）と、被覆管（４１）内に装填される多数の核燃料ペレット（４４）と、核燃料ペレット（４４）の最上面と上部端栓（４２）との間に介在するスプリング（４５）とから構成されている。図３は核燃料棒（３１）の断面図である。図４は核燃料ペレット（４４）の概略斜視図である。直径約８ｍｍ長さ約１０ｍｍ のＭＯＸと呼ばれるウラニウムとプルトニウムの混合酸化物を焼結した核燃料物質である。
【０００３】
【発明が解決しょうとする課題】
原子炉を運転し核燃料集合体（３０）を燃焼させると、親物質であるウラン２３８は中性子を捕獲すると核***し易いプルトニウム２３９になり、プルトニウム２３９は中性子を捕獲すると核***し難いプルトニウム２４０になり、プルトニウム２４０は中性子を捕獲すると核***し易いプルトニウム２４１になり、プルトニウム２４１は自然崩壊して核***し難いが中性子を強く捕獲するアメリシウム２４１になるか中性子を捕獲すると核***し難いが速度の遅い中性子を強く捕獲するプルトニウム２４２になり、プルトニウム２４２は中性子を捕獲すると核***を殆どしない比較的安定なアメリシウム２４３になる。
核***し難いが速度の遅い中性子を強く捕獲するアメリシウム２４１や核***を殆どしない比較的安定なアメリシウム２４３は再処理の過程で比較的容易に分離できるが、核***し難いが中性子捕獲作用の強いプルトニウム２４２は核***し易いプルトニウム２３９やプルトニウム２４１との分離は困難である。したがって、核燃料の再処理により繰り返しプルトニウムを使用し続けると、核***し難いが中性子捕獲作用の強いプルトニウム２４２の割合は増加し続け質の悪い、謂わば、廃棄級プルトニウムとなる。再処理を繰り返してプルトニウムを使用し続けるのは難かしい。廃棄級プルトニウムを使用せずに保管管理するには費用がかかる。その結果、発電コスト上昇の一因ともなる。なお、分離したアメリシウムも保管管理する必要があり発電コスト上昇の一因ともなる。
核燃料集合体（３０）の出力は、高さ中央付近が最大で上下端近辺ではゼロに近い。中性子割合が上下端近辺では漏洩のためゼロに近いからである。したがって、上下端近辺の出力を高めるためにＭＯＸに核***し易いプルトニウムを多く混合しても効果は上がらない。上下端近辺のプルトニウムは無駄になるだけである。
沸騰水型原子炉では、炉心の下から液体の水が入ってきて、上に行くに従い核燃料棒からの熱を吸収して水は蒸気に変わっていく。核燃料集合体（３０）の中程の高さでは核***で生じた高速中性子は水による減速作用を受け難くなり速さが遅くならない。下端近辺では液体の水が多く、上端近辺でもその上は水と蒸気との二相流で満たされているため、核燃料棒（３１）の上下端近辺では核***で生じた高速中性子は水による減速作用を受けて速さが遅くなる。炉心上下端近辺のプルトニウムは速度の遅い中性子を吸収してアメリシウム２４３を多く生成することになる。
【０００４】
【課題を解決するための手段】
図５は本発明の中性子源付核燃料棒（１３１）の概略斜視図である。核燃料棒（３１）の上下端近辺の核燃料ペレット（４４）を中性子源ペレット（１４６）にし、最下端にはステンレスウール（１４７）を詰めたことを特徴とする。図６は本発明の中性子源ペレット（１４６）の構成を示す概略斜視図である。中性子源ペレット（１４６）は厚さ約０．１ｍｍの円盤状の焼結酸化アメリシウム（１５１）と厚さ約０．１ｍｍの円盤状の焼結酸化ベリリウム（１５３）とそれ等の間に厚さ約０．１ｍｍの円盤状のビスマスまたは鉛と言った低融点金属（１５２）またはその合金を介在させて圧縮積層化したものである。
本発明の中性子源付核燃料棒（１３１）を束ねて中性子源付核燃料集合体となす。
なお、アメリシウムは、アメリシウム２４１の割合がアメリシウム２４３よりも多い再処理回数の少ない核燃料から分離したものがよい。
【０００５】
【発明の実施の形態】
アメリシウム２４１は約５．５ＭｅＶのアルファ線を放出して自然崩壊する。なお、アメリシウム２４３もアルファ線を放出して自然崩壊するが放出割合が非常に少ない。アルファ線は固体物質の中では約０．１ｍｍ位しか透過できない。したがって、焼結酸化アメリシウムの厚さを０．１ｍｍ以上にしても焼結酸化アメリシウムの外には出て行かないため焼結酸化アメリシウムの中を発熱させるだけである。
ベリリウムはアルファ線の照射を受けると約４．５ＭｅＶの中性子を発生する。焼結酸化ベリリウムの厚さも焼結酸化アメリシウムと同様に０．１ｍｍ程度である。
焼結酸化アメリシウムと焼結酸化ベリリウムとを製造段階で直接接触させると中性子を発生するため、製造時に人体が中性子の照射を受けないように管理するのが大変である。そこで、焼結酸化アメリシウムと焼結酸化ベリリウムとの間にビスマスとか鉛のような物質を０．１ｍｍ程度介在させることにより、アメリシウムからのアルファ線はベリリウムに到達できにくくなり、中性子の発生が抑制される。
中性子源付核燃料集合体を炉心で運転すると、沸騰水型原子炉の冷却材温度は約２８６度Ｃであるから、中性子源付核燃料棒（１３１）の中の温度はアメリシウムの崩壊熱も加わるため２８６度Ｃ以上の３５０度Ｃにもなりうる。融点２７１度Ｃのビスマスとか融点３２７度Ｃの鉛は溶けて、中性子源付核燃料棒（１３１）下端のステンレスウール（１４７）の中に溶け落ちる。すると、焼結酸化アメリシウムと焼結酸化ベリリウムとは直接接触することになり、ベリリウムはアメリシウム２４１からのアルファ線の照射を受けるため中性子を発生する。
ベリリウムから発生した４．５ＭｅＶの速度の速い中性子は、物質透過作用が強く１０ｃｍ以上も透過する。したがって、中性子源ペレット（１４６）近辺のＭＯＸに到達し核***に寄与し、端部近辺のＭＯＸの出力が高まる。なお、１．０ＭｅＶ以上の速度の速い中性子はプルトニウム２４２をプルトニウム２３９と同程度に核***させるため出力増加に寄与すると共に、遅い中性子ではないためプルトニウム２４２はアメリシウム２４３になり難くアメリシウム２４３の発生を抑制できる。
その他、中性子源ペレット（１４６）中のアメリシウム２４１が遅い中性子を捕獲したアメリシウム２４２は核***がプルトニウム２３９以上に活発であるため出力増加に寄与する。
また、下部の中性子源ペレット（１４６）はアメリシウム２４１の崩壊熱やアメリシウム２４２の核***による発熱があるため炉心下部からの冷却水（３７）を蒸気にする。したがって、下部の中性子源ペレット（１４６）のすぐ上にあるＭＯＸの周囲の冷却材も比較的蒸気が多いため核***で発生した高速中性子は速さが減速され難いため、プルトニウム２４２は核***しかつアメリシウム２４３になる割合も抑制される。
なお、酸化アメリシウム（１５１）または酸化ベリリウム（１５３）を多孔質とすることにより、高温の原子炉運転時に溶けた低融点金属（１５２）を多孔質内に内蔵させることができる。
更に、上部の中性子源ペレット（１４６）において、低融点金属（１５２）を沃素または燐または水銀または砒素といった低沸点金属または低昇華点金属にすれば、それ等低沸点金属または低昇華点金属は運転時に気体となって中性子源付核燃料棒（１３１）の上部のスプルング（４５）領域に移行する。
【０００６】
【発明の効果】
使用済み核燃料集合体からの核燃料を再処理後に分離保管するしかなかったアメリシウム２４１は有効に利用される。
分離困難な核***し難いプルトニウム２４２の生成は抑制され、したがって、再処理されたプルトニウムの中にプルトニウム２４２の含有量が少なくなるため、再処理を来り返しても核***性能の低下を招くことなく再処理回数を多くすることができる。廃棄級プルトニウムの量を減らすことができるため長期保管管理が軽減され強いては発電コストの低減をもたらす。
プルトニウム２４２が遅い中性子を捕獲して生成されるアメリシウム２４３の生成も抑制されるため、弱いながらも放射性物質であるアメリシウム２４３の長期保管管理量が軽減され強いては発電コストの低減をもたらす。
なお、再処理を繰り返した廃棄級プルトニウムにおいて、プルトニウム成分が殆どプルトニウム２４２であったとしても、本発明の中性子源付核燃料棒（１３１）の核燃料として、図７に示すような廃棄級プルトニウムの酸化物と劣化ウランの酸化物とからなる廃棄級プルトニウムＭＯＸペレット（２４４）約２０ｃｍ置きに中性子源ペレット（１４６）を装荷した軸中性子源付核燃料棒（２３１）とすることにより、プルトニウム２４２を核***させて無駄なく量を減らすことができる。
軸中性子源付核燃料棒（２３１）からなる核燃料集合体は未臨界であるから核***はそれ程活発ではなく発熱も少ない。中性子源がなければ核***は停止してしまう。したがって、少ない冷却材流量で蒸気を多くしても除熱することができる。すると、核***で生じた高速中性子は減速されにくいため、プルトニウム２４２を核***させて無駄なく量を減らすことができる。中性子の多い炉心中心部に装荷すれば早く無駄なく量を減らすことができる。
本発明の軸中性子源付核燃料棒（２３１）を束ねて構成した臨界をわずかにこえる程度もしくは未臨界の核燃料集合体によって蒸気冷却またはヘリウムガス冷却炉心を構成すれば、爆発的事故に至る心配がない原子炉となる。事故が生じても通常火災におけるが如く放水により核***で生じた高速中性子は減速され核***の度合いが弱まり原子炉は停止する。
このように、余計ものであったプルトニウム２４２やアメリシウム２４３の生成は抑制され、プルトニウム２４２やアメリシウム２４１はむしろ有効に利用される。
【０００７】
【その他実施例１】
図８は外側を外側酸化アメリシウム（４４１）とし内側を内側廃棄級プルトニウムＭＯＸ（４４２）とした本発明の焼結二重ペレット（４４４）の断面図である。図９はその概略斜視図である。アメリシウム２４１はウラン２３８同様親物質とみなせる。アメリシウム２４１はウラン２３８よりも中性子を捕獲する割合が大きく、中性子を捕獲して生成されたアメリシウム２４２はプルトニウム２３９よりも活発に核***する。アメリシウム２４１の割合がアメリシウム２４３よりも多い再処理回数が少ない燃料からのアメリシウムが適している。
外側酸化アメリシウム（４４１）に多く含まれるアメリシウム２４１は速度の遅い中性子を捕獲する性質が強いため、冷却水（３７）で減速された速度の遅い中性子は焼結二重ペレット（４４４）の内側には殆ど入り込めない。したがって、焼結二重ペレット（４４４）の内側廃棄級プルトニウムＭＯＸ（４４２）に多く含まれるプルトニウム２４２は核***し、アメリシウム２４３になるものは少ない。
核燃料棒（３１）を束ねた核燃料集合体（３０）に上記焼結二重ペレット（４４４）を装填すれば、余計もののプルトニウム２４２を有効に燃焼させることができるばかりでなく、余計なアメリシウム２４３の生成を抑制できる。また、核***が活発な装荷したばかりの核燃料集合体においてアメリシウム２４１の強い中性子捕獲作用により核***は抑制され、核***が弱まる運転末期ではアメリシウム２４１から生成されたアメリシウム２４２が豊富になっていて核***を活発にするように作用するため運転期間を通じて変化が緩やかな運転をすることができる。
従来の核燃料集合体からなる炉心に本発明の核燃料集合体を定期検査の度に約１／４ずつ取り替えていくことにより、全炉心または炉心の一部を本実施例の核燃料集合体からなる炉心にすることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】沸騰水型原子炉における従来の核燃料集合体（３０）の概略斜視図。
【図２】従来の核燃料棒（３１）の概略断面図。
【図３】従来の核燃料棒（３１）の断面図。
【図４】従来の核燃料ペレット（４４）の概略斜視図。
【図５】本発明の中性子源付核燃料棒（１３１）の概略斜視図。
【図６】本発明の中性子源ペレット（１４６）の概略斜視図。
【図７】本発明の軸中性子源付核燃料棒（２３１）の概略斜視図。
【図８】本発明の焼結二重ペレット（４４４）の断面図。
【図９】本発明の焼結二重ペレット（４４４）の概略斜視図。
【符号の説明】
３０は核燃料集合体
３１は核燃料棒
３２は上側結合板
３３は下側結合板
３４はスペーサ
３５はチャンネルボックス
３７は冷却水
４１は被覆管
４２は上部端栓
４３は下部端栓
４４は核燃料ペレット
４５はスプリング
１３１は中性子源付核燃料棒
１４６は中性子源ペレット
１４７はステンレスウール
１５１は酸化アメリシウム
１５２は低融点金属
１５３は酸化ベリリウム
２３１は軸中性子源付核燃料棒
２４４は廃棄級プルトニウムＭＯＸペレット
４４１は酸化アメリシウム
４４２は内側廃棄級プルトニウムＭＯＸ
４４４は焼結二重ペレット[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention particularly relates to a nuclear fuel assembly for a boiling water reactor. In particular, it is a nuclear fuel assembly that can effectively use plutonium.
[0002]
[Prior art]
FIG. 1 is a schematic perspective view showing a conventional nuclear fuel assembly (30) of a boiling water reactor containing nuclear fuel material. The nuclear fuel assembly (30) includes a cylindrical nuclear fuel rod (31) enclosing a nuclear fuel material arranged in a square lattice, and an upper coupling plate (32) for supporting the upper end and the lower end thereof. ) And the lower coupling plate (33), several spacers (34) that are positioned in the middle of the height of the nuclear fuel rods (31) and regulate the spacing between the fuel rods, and a channel box (35 ).
As shown in FIG. 2, the nuclear fuel rod (31) includes, for example, a cladding tube (41) made of Zircaloy 2, an upper end plug (42) and a lower end plug (43) that hermetically close the upper and lower opening ends of the cladding tube (41). And a large number of nuclear fuel pellets (44) loaded in the cladding tube (41), and a spring (45) interposed between the uppermost surface of the nuclear fuel pellet (44) and the upper end plug (42). ing. FIG. 3 is a sectional view of the nuclear fuel rod (31). FIG. 4 is a schematic perspective view of the nuclear fuel pellet (44). It is a nuclear fuel material obtained by sintering a mixed oxide of uranium and plutonium called MOX having a diameter of about 8 mm and a length of about 10 mm.
[0003]
[Problems to be solved by the invention]
When the nuclear fuel assembly (30) is burned by operating the nuclear reactor, the parent material uranium 238 becomes plutonium 239 that easily undergoes fission when neutrons are captured, and plutonium 239 becomes plutonium 240 that is difficult to fission when neutrons are captured, Plutonium 240 becomes plutonium 241 that easily undergoes fission when neutrons are captured, and plutonium 241 becomes americium 241 that does not spontaneously collapse and fission, but strongly captures neutrons. The captured plutonium 242 becomes a relatively stable americium 243 that hardly undergoes fission when the neutron is captured.
Americium 241 that strongly captures slow neutrons that are difficult to fission and relatively stable americium 243 that hardly causes fission can be separated relatively easily in the process of reprocessing, but plutonium 242 that is difficult to fission but has strong neutron capture action. Is difficult to separate from plutonium 239 and plutonium 241 which are easily fissioned. Therefore, if plutonium is repeatedly used by reprocessing nuclear fuel, the proportion of plutonium 242 that is difficult to fission but has a strong neutron capture function will continue to increase, so-called waste grade plutonium. It is difficult to continue using plutonium by repeating reprocessing. It is expensive to store and manage without using waste grade plutonium. As a result, it also contributes to an increase in power generation cost. In addition, it is necessary to store and manage the separated americium, which contributes to an increase in power generation cost.
The output of the nuclear fuel assembly (30) is maximum near the center of the height and close to zero near the upper and lower ends. This is because the neutron ratio is close to zero due to leakage near the upper and lower ends. Therefore, even if a large amount of plutonium that easily undergoes fission is mixed with MOX in order to increase the output near the upper and lower ends, the effect does not increase. The plutonium near the upper and lower ends is only wasted.
In boiling water reactors, liquid water enters from the bottom of the core, and as it goes up, it absorbs heat from the nuclear fuel rods and turns the water into steam. At the middle height of the nuclear fuel assembly (30), fast neutrons generated by fission are not easily slowed by water and do not slow down. Near the lower end, there is a lot of liquid water, and even near the upper end, it is filled with a two-phase flow of water and steam. Therefore, near the upper and lower ends of the nuclear fuel rod (31), fast neutrons generated by fission are decelerated by water. Receiving the action, the speed becomes slower. Plutonium in the vicinity of the upper and lower ends of the core absorbs slow neutrons and produces a large amount of americium 243.
[0004]
[Means for Solving the Problems]
FIG. 5 is a schematic perspective view of a nuclear fuel rod (131) with a neutron source of the present invention. The nuclear fuel pellet (44) in the vicinity of the upper and lower ends of the nuclear fuel rod (31) is a neutron source pellet (146), and the lowermost end is filled with stainless wool (147). FIG. 6 is a schematic perspective view showing the configuration of the neutron source pellet (146) of the present invention. The neutron source pellet (146) is a disc-shaped sintered americium oxide (151) having a thickness of about 0.1 mm, a disc-shaped sintered beryllium oxide (153) having a thickness of about 0.1 mm, and a thickness between them. It is formed by compressing and laminating a low melting point metal (152) such as disc-shaped bismuth or lead of about 0.1 mm or an alloy thereof.
The nuclear fuel rod with neutron source (131) of the present invention is bundled to form a nuclear fuel assembly with neutron source.
Note that the americium is preferably separated from nuclear fuel having a lower ratio of americium 241 than that of the americium 243 and having a small number of reprocessing times.
[0005]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Americium 241 emits about 5.5 MeV alpha rays and spontaneously decays. Americium 243 also emits alpha rays and spontaneously decays, but the emission rate is very small. Alpha rays can only transmit about 0.1 mm in solid materials. Therefore, even if the thickness of the sintered americium oxide is 0.1 mm or more, the sintered americium oxide does not go out of the sintered americium oxide.
Beryllium generates about 4.5 MeV neutrons when irradiated with alpha rays. The thickness of the sintered beryllium oxide is about 0.1 mm as in the case of the sintered americium oxide.
When the sintered americium oxide and the sintered beryllium oxide are brought into direct contact with each other at the manufacturing stage, neutrons are generated. Therefore, it is difficult to manage the human body not to be irradiated with neutrons during manufacturing. Therefore, by interposing a material such as bismuth or lead about 0.1 mm between the sintered americium oxide and the sintered beryllium oxide, alpha rays from the americium are difficult to reach the beryllium, and the generation of neutrons is suppressed. Is done.
When the nuclear fuel assembly with a neutron source is operated in the core, the coolant temperature of the boiling water reactor is about 286 degrees C. Therefore, the temperature in the nuclear fuel rod with the neutron source (131) also includes the decay heat of americium. It can be as high as 350 degrees C. Bismuth with a melting point of 271 ° C or lead with a melting point of 327 ° C melts and melts into the stainless wool (147) at the lower end of the nuclear fuel rod with a neutron source (131). Then, the sintered americium oxide and the sintered beryllium oxide are in direct contact with each other, and the beryllium is irradiated with alpha rays from the americium 241 and generates neutrons.
Neutrons with a high speed of 4.5 MeV generated from beryllium have a strong substance permeation effect and penetrate more than 10 cm. Therefore, it reaches the MOX near the neutron source pellet (146), contributes to fission, and the output of the MOX near the end increases. Note that neutrons with a speed of 1.0 MeV or higher cause plutonium 242 to fission to the same extent as plutonium 239 and contribute to an increase in output, and because they are not slow neutrons, plutonium 242 is unlikely to become americium 243 and suppresses the generation of americium 243. it can.
In addition, the americium 242 in which the americium 241 in the neutron source pellet (146) captures slow neutrons contributes to an increase in output because fission is more active than plutonium 239.
Further, since the lower neutron source pellet (146) generates heat due to the decay heat of the americium 241 and the fission of the americium 242, the cooling water (37) from the lower part of the core is vaporized. Therefore, since the coolant around the MOX just above the lower neutron source pellet (146) is also relatively vaporous, fast neutrons generated by fission are difficult to slow down, so plutonium 242 is fissioned and americium. The ratio of 243 is also suppressed.
In addition, by making the americium oxide (151) or the beryllium oxide (153) porous, the low melting point metal (152) melted during the high temperature nuclear reactor operation can be incorporated in the porous body.
Further, in the upper neutron source pellet (146), if the low melting point metal (152) is a low boiling point metal or low sublimation point metal such as iodine or phosphorus, mercury or arsenic, such low boiling point metal or low sublimation point metal is obtained. It becomes a gas during operation and moves to the upper sprung (45) region of the nuclear fuel rod (131) with a neutron source.
[0006]
【The invention's effect】
The americium 241 that can only be separated and stored after reprocessing the nuclear fuel from the spent nuclear fuel assembly is effectively used.
Production of plutonium 242 that is difficult to separate and is difficult to fission is suppressed. Therefore, the content of plutonium 242 is reduced in the reprocessed plutonium, so that the fission performance is not deteriorated even if the reprocessing is repeated. The number of reprocessing can be increased. Since the amount of waste-grade plutonium can be reduced, long-term storage management is reduced, leading to a reduction in power generation costs.
Since the generation of americium 243 generated by capture of slow neutrons by plutonium 242 is also suppressed, the amount of long-term storage and management of americium 243, which is a radioactive material, is reduced, but if it is forced, power generation costs are reduced.
In the waste grade plutonium that has been repeatedly processed, even if the plutonium component is mostly plutonium 242, the oxidation of the waste grade plutonium as shown in FIG. 7 is used as the nuclear fuel of the nuclear fuel rod with neutron source (131) of the present invention. Waste-grade plutonium MOX pellets (244) consisting of materials and depleted uranium oxides (244). Nuclear fuel rods with axial neutron sources (231) loaded with neutron source pellets (146) at intervals of about 20 cm. The amount can be reduced without waste.
Since the nuclear fuel assembly consisting of the nuclear fuel rod (231) with an axial neutron source is subcritical, fission is not so active and heat generation is small. Fission stops without a neutron source. Therefore, heat can be removed even if steam is increased with a small coolant flow rate. Then, since fast neutrons generated by fission are not easily decelerated, the amount of plutonium 242 can be fissioned to reduce the amount without waste. If it is loaded in the core of the core where there are many neutrons, the amount can be reduced quickly and without waste.
If a steam-cooled or helium gas-cooled core is constituted by a nuclear fuel assembly with a degree of criticality slightly exceeding the criticality formed by bundling the nuclear fuel rods (231) with an axial neutron source of the present invention, there is a concern that an explosive accident may occur. There will be no reactor. Even if an accident occurs, fast neutrons produced by fission are slowed down as in a normal fire, the degree of fission is weakened, and the reactor stops.
In this manner, the generation of extra plutonium 242 and americium 243 is suppressed, and the plutonium 242 and americium 241 are rather effectively used.
[0007]
[Other Example 1]
FIG. 8 is a cross-sectional view of a sintered double pellet (444) of the present invention with the outer americium oxide (441) on the outside and the inner waste grade plutonium MOX (442) on the inside. FIG. 9 is a schematic perspective view thereof. Americium 241 can be regarded as a parent substance like uranium 238. Americium 241 has a higher rate of capturing neutrons than uranium 238, and americium 242 generated by capturing neutrons is more actively fissioned than plutonium 239. Americium from a fuel in which the ratio of americium 241 is higher than that of americium 243 and the number of reprocessing times is small is suitable.
Since americium 241 contained in the outer americium oxide (441) in a large amount has a strong property of capturing slow neutrons, the slow neutrons decelerated by the cooling water (37) are placed inside the sintered double pellet (444). Can hardly enter. Therefore, the plutonium 242 contained in a large amount in the inner waste grade plutonium MOX (442) of the sintered double pellet (444) undergoes fission and there are few that become americium 243.
If the sintered double pellet (444) is loaded into the nuclear fuel assembly (30) in which the nuclear fuel rods (31) are bundled, not only the extra plutonium 242 can be effectively burned, but also the extra americium 243. Generation can be suppressed. Moreover, in the nuclear fuel assembly just loaded with active fission, the fission is suppressed by the strong neutron capture action of the americium 241 and at the end of the operation when the fission is weakened, the americium 242 generated from the americium 241 is abundant and the fission is actively performed. Therefore, it is possible to perform an operation with a gradual change throughout the operation period.
By replacing the nuclear fuel assembly of the present invention with a conventional nuclear fuel assembly by about ¼ at every periodic inspection, the entire core or a part of the core is made of the nuclear fuel assembly of this embodiment. Can be.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a schematic perspective view of a conventional nuclear fuel assembly (30) in a boiling water reactor.
FIG. 2 is a schematic sectional view of a conventional nuclear fuel rod (31).
FIG. 3 is a cross-sectional view of a conventional nuclear fuel rod (31).
FIG. 4 is a schematic perspective view of a conventional nuclear fuel pellet (44).
FIG. 5 is a schematic perspective view of a nuclear fuel rod (131) with a neutron source of the present invention.
FIG. 6 is a schematic perspective view of a neutron source pellet (146) of the present invention.
FIG. 7 is a schematic perspective view of a nuclear fuel rod (231) with an axial neutron source of the present invention.
FIG. 8 is a cross-sectional view of a sintered double pellet (444) of the present invention.
FIG. 9 is a schematic perspective view of a sintered double pellet (444) of the present invention.
[Explanation of symbols]
30, nuclear fuel assembly 31, nuclear fuel rod 32, upper coupling plate 33, lower coupling plate 34, spacer 35, channel box 37, cooling water 41, cladding tube 42, upper end plug 43, lower end plug 44, nuclear fuel pellet 45 The spring 131 is the nuclear fuel rod with neutron source 146, the neutron source pellet 147 is stainless steel wool 151, the americium oxide 152 is the low melting point metal 153, the beryllium oxide 231 is the nuclear fuel rod 244 with the axial neutron source, the plutonium MOX pellet 441 is the americium oxide 442 is the inner waste grade plutonium MOX
444 is a sintered double pellet
