JP2012112841A - Fuel assembly and fuel rod - Google Patents

Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a fuel assembly improving an effect of neutron shielding or heat removal at the time of cask storage, so as to transport and store a MOX spent fuel by a cask which is conventionally used.SOLUTION: A fuel assembly has a plurality of MOX fuel rods; and an upper tie plate, a lower tie plate and the like for binding the MOX fuel rods. Each MOX fuel rod comprises a cladding tube, a lower end plug for sealing a lower end of the cladding tube, an upper end plug for sealing an upper end of the cladding tube, and a plurality of fuel pellets sealed in the cladding tube between the lower end plug and the upper end plug, aligned in a vertical direction, and composed of a plurality of uranium fuel pellets and the a plurality of a MOX fuel pellets. A uranium fuel pellet sealing portion 71 is formed at least at a lower end and near the lower end of the MOX fuel rod, and a MOX fuel pellet sealing portion 72 is formed at other position.

Description

この発明は、ＭＯＸ燃料を用いた燃料集合体および燃料棒に関する。   The present invention relates to a fuel assembly and a fuel rod using MOX fuel.

発電用軽水炉で一定期間使用された燃料は、炉心より取り出されて使用済み燃料プール等に一定期間保管され、その後に再処理工場に搬出される。再処理によって回収されたプルトニウムは再資源として取り出し、ＭＯＸ燃料（二酸化プルトニウムと二酸化ウランの混合燃料）として再利用することになっている。現在、発生する使用済み燃料は発電需要と共に増大しているために、再処理工場が稼動しても国内で発生する使用済み燃料は再処理工場での処理容量を上回ることとなり、再処理されるまでの期間を適切に管理・貯蔵される必要がある。必要な貯蔵容量は、２０１０年で６，０００ｔＵ規模、２０２０年で１５，０００ｔＵ規模であると予想されている。   The fuel used in the power generation light water reactor for a certain period is taken out from the core and stored in a spent fuel pool or the like for a certain period, and then transported to a reprocessing plant. The plutonium recovered by reprocessing is taken out as a recycled resource and reused as MOX fuel (mixed fuel of plutonium dioxide and uranium dioxide). Currently, the amount of spent fuel that is generated is increasing along with the demand for power generation, so even if the reprocessing plant is in operation, the spent fuel that is generated in the country will exceed the processing capacity of the reprocessing plant and will be reprocessed. Need to be properly managed and stored. The required storage capacity is expected to be 6,000 tU scale in 2010 and 15,000 tU scale in 2020.

原子力発電所の敷地内外にて使用済み燃料を管理・貯蔵する方法として、乾式キャスク貯蔵、コンクリートキャスク貯蔵等の乾式貯蔵方式および水プールの湿式貯蔵方式の各方式があるが、コスト的にもまた長期にわたる安定貯蔵を考えた場合においても乾式貯蔵が注目されている。乾式貯蔵方式のうち、現在国内で実用化されているキャスク貯蔵方式は、乾式キャスクの中に使用済み燃料を燃料集合体の状態で収納し貯蔵する方法である。キャスクによる貯蔵施設では、発電所での燃料仕様およびサイト使用済み燃料貯蔵プールでの保管期間により、様々な状態の使用済み燃料を貯蔵することが考えられ、燃料仕様ごとに輸送貯蔵兼用キャスクを設計する必要があった。   There are dry storage systems such as dry cask storage and concrete cask storage and water pool wet storage systems as methods for managing and storing spent fuel inside and outside the nuclear power plant site. Even when long-term stable storage is considered, dry storage is attracting attention. Among the dry storage systems, the cask storage system currently in practical use in Japan is a method of storing spent fuel in a dry cask and storing it in a fuel assembly state. In the cask storage facility, it may be possible to store spent fuel in various states depending on the fuel specifications at the power plant and the storage period in the site spent fuel storage pool. There was a need to do.

ところで、ＭＯＸ燃料を軽水炉で燃焼させた結果として得られるＭＯＸ使用済み燃料では、同じ燃焼度のウラン燃料と比べてアクチナイド核種の量が増す。そのため、非特許文献１によれば、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）燃料の一例では、ＭＯＸ使用済み燃料で、ウラン使用済み燃料に比べて、Ｃｍ−２４２、Ｃｍ−２４４等により中性子放出率が７倍、Ｐｕ−２３８等により発熱量が４割増の傾向を示す。したがって、ＭＯＸ使用済み燃料の輸送・貯蔵では、特に中性子遮蔽と除熱の対策が課題と考えられる。   By the way, in the MOX spent fuel obtained as a result of burning MOX fuel in a light water reactor, the amount of actinide nuclides increases compared to uranium fuel of the same burnup. Therefore, according to Non-Patent Document 1, in one example of boiling water reactor (BWR) fuel, MOX spent fuel has a neutron emission rate due to Cm-242, Cm-244, etc., compared to uranium spent fuel. The calorific value tends to increase by 40% due to 7 times, Pu-238 and the like. Therefore, in transport and storage of MOX spent fuel, measures against neutron shielding and heat removal are considered issues.

中性子遮蔽能力と除熱能力の向上に向けて、ＭＯＸ使用済み燃料に限らず従来から対策が検討されてきた。たとえば、遮蔽性能の確保の観点から特許文献１に見られるようにキャスク胴本体とバスケットセル外側の間に遮蔽ブロックを挿入するもの、特許文献２に見られるようにキャスクの軽量化や伝熱効率向上を目的として胴本体とバスケット間にアルミ合金製のダミーパイプを挿入する方式が考案されている。   In order to improve the neutron shielding ability and the heat removal ability, countermeasures have been examined not only for MOX spent fuel but also for the past. For example, from the viewpoint of ensuring the shielding performance, as shown in Patent Document 1, a shielding block is inserted between the cask body and the outside of the basket cell, and as shown in Patent Document 2, the weight of the cask is reduced and heat transfer efficiency is improved. For this purpose, a method of inserting an aluminum alloy dummy pipe between the trunk body and the basket has been devised.

ＭＯＸ使用済み燃料集合体のキャスク内の収納方法については、特許文献３では、輸送・貯蔵キャスクにおいて臨界安全の観点から中性子増倍率を低減するためのウランとＭＯＸ使用済み燃料集合体の配置例が示されている。   Regarding the method for storing the MOX spent fuel assembly in the cask, Patent Document 3 discloses an arrangement example of uranium and the MOX spent fuel assembly for reducing the neutron multiplication factor from the viewpoint of critical safety in the transport / storage cask. It is shown.

また、特許文献４や特許文献５には輸送貯蔵キャスクのバスケットにおいて、その集合体と略同重量の遮蔽体を配置することにより遮蔽効果を増して効率的な輸送、貯蔵を行なう方法が示されている。   Patent Document 4 and Patent Document 5 show a method for efficiently transporting and storing a basket of a transport storage cask by increasing the shielding effect by arranging a shield having substantially the same weight as the aggregate. ing.

実開昭６１−１４０９９９号公報Japanese Utility Model Publication No. 61-140999 特開２００１−７４８８４号公報JP 2001-74884 A 特開平７−２６０９９１号公報Japanese Patent Laid-Open No. 7-260991 特開平２−１７６４９８号公報Japanese Patent Laid-Open No. 2-176498 特開２００５−９９６０号公報JP-A-2005-9960

「最新核燃料工学−高度化の現状と展望−」，「高度燃料技術」研究専門委員会 社団法人日本原子力学会編、２００１年６月"Latest Nuclear Fuel Engineering-Current Situation and Prospects for Advanced Technology", "Advanced Fuel Technology" Research Special Committee, Japan Atomic Energy Society, June 2001

特許文献１、２の従来例でみられるように、異なる燃料仕様に対して、それぞれの仕様・貯蔵状態に応じたキャスクの設計変更がなされるが、異なる燃料仕様に対してのバスケット内の使用済み燃料の具体的な配置方法については示されていない。   As can be seen in the conventional examples of Patent Documents 1 and 2, for different fuel specifications, the design of the cask is changed according to the specifications and storage conditions. The specific arrangement method of spent fuel is not shown.

特許文献３では臨界安全対策のためのＭＯＸ使用済み燃料の配置例が示されているが、ＭＯＸ使用済み燃料がバスケット周辺部にも配置されているためキャスクの径方向の外表面線量率が低減されず、また一部のＭＯＸ使用済み燃料が相互に隣接配置されているためにキャスクの蓋部、底部の外表面で局所的に線量率が増加し、中性子遮蔽の観点からキャスク外表面での中性子線量を低減することにはならない。   Patent Document 3 shows an example of the arrangement of spent MOX fuel for criticality safety measures, but the outer surface dose rate in the radial direction of the cask is reduced because the spent MOX fuel is also placed around the basket. In addition, because some of the MOX spent fuel is arranged adjacent to each other, the dose rate locally increases on the outer surface of the lid and bottom of the cask, and from the viewpoint of neutron shielding, It does not reduce the neutron dose.

また、特許文献４、５においては、ステンレス鋼製の角管状の遮蔽体を、キャスクの内壁に接するバスケット周辺部に配置した場合、遮蔽効果が増すとしているが、一方では角管自身は中性子反射体としても振る舞うため、燃料集合体が収納された中央領域の中性子増倍が増し増倍中性子数も増すことになる。その結果、中性子線源の強さが増してその分だけ遮蔽効果の増加分は相殺されてしまう恐れがある。   In Patent Documents 4 and 5, the shielding effect is increased when a stainless steel square tubular shield is placed around the basket in contact with the inner wall of the cask. On the other hand, the square tube itself is neutron reflective. Since it also behaves as a body, the neutron multiplication in the central region where the fuel assembly is stored increases and the number of multiplied neutrons also increases. As a result, the intensity of the neutron source increases and the increase in shielding effect may be offset by that amount.

今後、ＭＯＸ燃料の使用を考えると、キャスクの設計変更をせずに従来の使用済み燃料の輸送・貯蔵キャスクを運用することによって、製造コストの上昇を抑制することは経済的メリットの一つとなる。   In the future, considering the use of MOX fuel, suppressing the increase in manufacturing costs by operating the conventional spent fuel transportation / storage cask without changing the design of the cask will be one of the economic benefits. .

本発明の目的は、ＭＯＸ使用済み燃料を、従来使用されているキャスクで輸送・貯蔵できるよう、ＭＯＸ燃料自体の構造をキャスク収納時の中性子遮蔽や除熱効果の高い構造にすることにある。   An object of the present invention is to make the structure of the MOX fuel itself a structure having a high neutron shielding and heat removal effect when storing the cask so that the MOX spent fuel can be transported and stored in a conventionally used cask.

上記目的を達成するために、本発明に係る燃料集合体は、それぞれが、被覆管と、前記被覆管の下端を密封する下部端栓と、前記被覆管の上端を密封する上部端栓と、前記下部端栓と上部端栓との間で前記被覆管内に封入されて上下方向に配列されて複数のウラン燃料ペレットと複数のＭＯＸ燃料ペレットとからなる複数の燃料ペレットと、を備えて、互いに平行に格子状に配列された複数のＭＯＸ燃料棒と、前記複数のＭＯＸ燃料棒の上部を束ねる上部タイプレートと、前記複数のＭＯＸ燃料棒の下部を束ねる下部タイプレートと、前記上部タイプレートと下部タイプレートの間で上下方向に互いに間隔をあけて配置されて前記複数のＭＯＸ燃料棒を水平方向に支持する複数個の燃料スペーサと、を有する燃料集合体において、前記ＭＯＸ燃料棒の少なくとも下端および下端付近にウラン燃料ペレットが封入されており、ウラン燃料ペレットが封入されていない位置にＭＯＸ燃料ペレットが封入されていること、を特徴とする。   To achieve the above object, each of the fuel assemblies according to the present invention comprises a cladding tube, a lower end plug that seals the lower end of the cladding tube, and an upper end plug that seals the upper end of the cladding tube, A plurality of fuel pellets, each of which is enclosed in the cladding tube between the lower end plug and the upper end plug and is arranged in the vertical direction and includes a plurality of uranium fuel pellets and a plurality of MOX fuel pellets, A plurality of MOX fuel rods arranged in a grid in parallel; an upper tie plate for bundling upper portions of the plurality of MOX fuel rods; a lower tie plate for bundling lower portions of the plurality of MOX fuel rods; and the upper tie plate; A fuel assembly comprising: a plurality of fuel spacers that are spaced apart from each other in the vertical direction between the lower tie plates and support the plurality of MOX fuel rods in a horizontal direction; Charges and uranium fuel pellets sealed in the vicinity of at least the lower end and the lower end of the rod, the uranium fuel pellets are MOX fuel pellets are enclosed in a position that is not sealed, characterized by.

また、本発明に係る燃料棒は、被覆管と、前記被覆管の下端を密封する下部端栓と、前記被覆管の上端を密封する上部端栓と、前記下部端栓と上部端栓との間で前記被覆管内に封入されて上下方向に配列された複数の燃料ペレットと、を有するＭＯＸ燃料棒において、下端および下端付近にウラン燃料ペレットが封入されており、ウラン燃料ペレットが封入されていない位置にＭＯＸ燃料ペレットが封入されていること、を特徴とする。   The fuel rod according to the present invention includes a cladding tube, a lower end plug that seals a lower end of the cladding tube, an upper end plug that seals an upper end of the cladding tube, and the lower end plug and the upper end plug. In a MOX fuel rod having a plurality of fuel pellets sealed in the cladding tube and arranged in the vertical direction, uranium fuel pellets are sealed at the lower end and near the lower end, and the uranium fuel pellets are not sealed MOX fuel pellets are enclosed at the position.

本発明によれば、ＭＯＸ使用済み燃料を、従来使用されているキャスクで輸送・貯蔵できるよう、キャスク収納時の中性子遮蔽や除熱効果の高いＭＯＸ燃料自体の構造にすることができる。   According to the present invention, the structure of the MOX fuel itself having a high neutron shielding effect and heat removal effect at the time of storing the cask can be used so that the MOX spent fuel can be transported and stored in a conventionally used cask.

本発明に係る燃料集合体の一実施形態における各燃料棒の内部のＭＯＸ燃料とウラン燃料の軸方向配置を示す模式的な立断面図であって、（ａ）は長尺ＭＯＸ燃料棒、（ｂ）は長尺ガドリニア入りウラン燃料棒、（ｃ）は短尺ＭＯＸ燃料棒を示す。BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS FIG. 1 is a schematic sectional elevation showing an axial arrangement of MOX fuel and uranium fuel inside each fuel rod in an embodiment of a fuel assembly according to the present invention, wherein (a) is a long MOX fuel rod; b) shows a uranium fuel rod with a long gadolinia, and (c) shows a short MOX fuel rod. 本発明に係る燃料集合体の一実施形態の立断面図である。1 is an elevational sectional view of an embodiment of a fuel assembly according to the present invention. 図２のIII−III線矢視平断面図である。FIG. 3 is a cross-sectional plan view taken along the line III-III in FIG. 2. 図２のIV−IV線矢視平断面図である。FIG. 4 is a horizontal cross-sectional view taken along line IV-IV in FIG. 2. 図２の燃料集合体の中の１本の長尺燃料棒を取り出して示す部分切欠き立面図である。FIG. 3 is a partially cutaway elevation view showing one long fuel rod in the fuel assembly of FIG. 2 taken out. 図４の燃料集合体における各種燃料棒などの配置を示す平断面図である。FIG. 5 is a plan sectional view showing the arrangement of various fuel rods and the like in the fuel assembly of FIG. 本発明の一実施形態に係る使用済み燃料集合体の複数体を収容するキャスクの一例を示す部分切欠き斜視図である。It is a partial notch perspective view which shows an example of the cask which accommodates the multiple body of the used fuel assembly which concerns on one Embodiment of this invention. 図７のキャスク内に使用済み燃料集合体を収納した場合のキャスクの胴本体およびその内部を示す横断面図である。FIG. 8 is a cross-sectional view showing the trunk main body of the cask and its interior when the spent fuel assembly is stored in the cask of FIG. 7.

以下に、図面を参照しながら本発明に係る燃料集合体の実施形態について説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には共通の符号を付して重複説明は省略する。   Embodiments of a fuel assembly according to the present invention will be described below with reference to the drawings. Here, the same or similar parts are denoted by common reference numerals, and redundant description is omitted.

図１は、本発明に係る燃料集合体の一実施形態における各燃料棒の内部のＭＯＸ燃料とウラン燃料の軸方向配置を示す模式的な立断面図であって、（ａ）は長尺ＭＯＸ燃料棒、（ｂ）は長尺ガドリニア入りウラン燃料棒、（ｃ）は短尺ＭＯＸ燃料棒を示す。図２は本発明に係る燃料集合体の一実施形態の立断面図である。図３は図２のIII−III線矢視平断面図である。図４は図２のIV−IV線矢視平断面図である。図５は図２の燃料集合体の中の１本の長尺燃料棒を取り出して示す部分切欠き立面図である。図６は、図４の燃料集合体における各種燃料棒などの配置を示す平断面図である。   FIG. 1 is a schematic vertical sectional view showing the axial arrangement of MOX fuel and uranium fuel inside each fuel rod in an embodiment of a fuel assembly according to the present invention, wherein (a) is a long MOX fuel. Fuel rod, (b) is a uranium fuel rod with long gadolinia, and (c) is a short MOX fuel rod. FIG. 2 is an elevational sectional view of one embodiment of the fuel assembly according to the present invention. 3 is a cross-sectional view taken along the line III-III in FIG. 4 is a cross-sectional view taken along the line IV-IV in FIG. FIG. 5 is a partially cutaway elevation view showing one long fuel rod in the fuel assembly of FIG. 6 is a plan sectional view showing the arrangement of various fuel rods and the like in the fuel assembly of FIG.

この実施形態に係る燃料集合体５０は沸騰水型原子炉用の燃料集合体であって、図２ないし図５に示す外観構成は従来の典型的な沸騰水型原子炉用燃料集合体と共通である。すなわち、多数の燃料棒５１、５２、５３が正方格子状に配列され、その上端は上部タイプレート５４によって結束され、下端は下部タイプレート５５によって結束されている。燃料棒５１、５２、５３は、下部タイプレート５５から上部タイプレート５４まで延びている複数の長尺燃料棒５１、５２と、下部タイプレート５５から上部タイプレート５４の下方まで延びている複数の短尺燃料棒５３とからなっている。長尺燃料棒５１、５２は、後述するように、複数の長尺ＭＯＸ燃料棒５１と複数の長尺ガドリニア入りウラン燃料棒５２とからなっている。   The fuel assembly 50 according to this embodiment is a fuel assembly for a boiling water reactor, and the external configuration shown in FIGS. 2 to 5 is common to a conventional typical boiling water reactor fuel assembly. It is. That is, a large number of fuel rods 51, 52, 53 are arranged in a square lattice pattern, the upper ends of which are bound by the upper tie plate 54, and the lower ends thereof are bound by the lower tie plate 55. The fuel rods 51, 52, 53 have a plurality of long fuel rods 51, 52 extending from the lower tie plate 55 to the upper tie plate 54, and a plurality of fuel rods 51, 52 extending from the lower tie plate 55 to below the upper tie plate 54. It consists of a short fuel rod 53. As will be described later, the long fuel rods 51 and 52 include a plurality of long MOX fuel rods 51 and a plurality of long gadolinia-containing uranium fuel rods 52.

上部タイプレート５４と下部タイプレート５５の間に、互いに高さ方向の間隔をあけて複数の燃料スペーサ５６が配置され、これによって燃料棒５１、５２、５３同士の水平方向の間隔が保たれている。水平方向の中央付近にたとえば２本のウォータロッド５７が上下方向に延びて配置されている。この燃料集合体の外側には角筒状のチャンネルボックス５８が取り付けられている。   Between the upper tie plate 54 and the lower tie plate 55, a plurality of fuel spacers 56 are arranged at intervals in the height direction, whereby the horizontal intervals between the fuel rods 51, 52, 53 are maintained. Yes. Near the center in the horizontal direction, for example, two water rods 57 are arranged extending in the vertical direction. A square tubular channel box 58 is attached to the outside of the fuel assembly.

長尺燃料棒５１、５２およびウォータロッド５７は、上部タイプレート５４の下面に接して配置された外部スプリング８０により下部タイプレート５５に向けて押し付けられている。   The long fuel rods 51 and 52 and the water rod 57 are pressed toward the lower tie plate 55 by an external spring 80 disposed in contact with the lower surface of the upper tie plate 54.

各長尺燃料棒５１、５２は、図５に示すように、金属製の円筒状の被覆管６０の中に、多数の円柱状の燃料ペレット６１が上下方向に積み重ねられて封入されている。被覆管６０の下端は下部端栓６２によって密封され、被覆管６０の上端は上部端栓６３によって密封されている。最上端の燃料ペレット６１の上端と上部端栓６３の下端との間にはガス空間であるプレナム６４が形成され、プレナム６４内に内部スプリング６５が配置されて、燃料ペレット６１が下方に押し付けられている。短尺燃料棒５３は長尺燃料棒５１、５２よりも短いがその構造は長尺燃料棒５１、５２とほぼ同様である。   As shown in FIG. 5, each of the long fuel rods 51 and 52 has a large number of columnar fuel pellets 61 stacked in a vertical direction and enclosed in a metal cylindrical cladding tube 60. The lower end of the cladding tube 60 is sealed by a lower end plug 62, and the upper end of the cladding tube 60 is sealed by an upper end plug 63. A plenum 64, which is a gas space, is formed between the upper end of the uppermost fuel pellet 61 and the lower end of the upper end plug 63, and an internal spring 65 is disposed in the plenum 64 so that the fuel pellet 61 is pressed downward. ing. The short fuel rod 53 is shorter than the long fuel rods 51 and 52, but the structure is substantially the same as the long fuel rods 51 and 52.

燃料ペレット６１は、二酸化ウラン、または二酸化ウランとガドリニアの混合体、またはＭＯＸ（二酸化ウランと二酸化プルトニウムの混合体）のいずれかを焼き固めたものである。   The fuel pellet 61 is obtained by baking and solidifying either uranium dioxide, a mixture of uranium dioxide and gadolinia, or MOX (a mixture of uranium dioxide and plutonium dioxide).

長尺ＭＯＸ燃料棒５１と長尺ガドリニア入りウラン燃料棒５２と短尺ＭＯＸ燃料棒５３は、たとえば図６に示すように配列されている。図６で、長尺ガドリニア入りウラン燃料棒５２は丸の中に記号Ｇを記載して示し、短尺ＭＯＸ燃料棒５３は丸の中に記号Ｓを記載して示す。また、長尺ＭＯＸ燃料棒５１は丸の中に数字１ないし５を記載して示しているが、この数字１ないし５は、プルトニウムの含有率が互いに異なるものを示している。   The long MOX fuel rod 51, the long gadolinia-containing uranium fuel rod 52, and the short MOX fuel rod 53 are arranged, for example, as shown in FIG. In FIG. 6, the long gadolinia-filled uranium fuel rod 52 is shown with a symbol G in the circle, and the short MOX fuel rod 53 is shown with a symbol S in the circle. Further, the long MOX fuel rod 51 is indicated by numbers 1 to 5 in a circle, and the numbers 1 to 5 indicate the different plutonium contents.

図１の（ａ）に示すように、長尺ＭＯＸ燃料棒５１では、燃料有効部の上端部および下端部においてそれぞれ少なくとも全長の１／２４以上の長さにわたってウラン燃料ペレット封入部７１が形成され、その他の部分にＭＯＸ燃料ペレット封入部７２が形成されている。また、図１の（ｃ）に示すように、短尺ＭＯＸ燃料棒５３では、燃料有効部の下端部において少なくとも全長の１／２４以上の長さのウラン燃料ペレット封入部７１が形成され、その他の部分にＭＯＸ燃料ペレット封入部７２が形成されている。ここで使用されるウランは、天然ウラン、劣化ウランあるいは低濃縮ウランである。図１の（ｂ）に示すように、長尺ガドリニア入りウラン燃料棒５２は燃料有効部分全体が二酸化ウランとガドリニアの混合体である。   As shown in FIG. 1 (a), in the long MOX fuel rod 51, the uranium fuel pellet enclosing portion 71 is formed over the length of at least 1/24 of the total length at the upper end portion and the lower end portion of the fuel effective portion. The MOX fuel pellet enclosing part 72 is formed in other parts. Further, as shown in FIG. 1C, in the short MOX fuel rod 53, a uranium fuel pellet enclosing portion 71 having a length of at least 1/24 of the total length is formed at the lower end portion of the fuel effective portion, A MOX fuel pellet enclosure 72 is formed in the portion. The uranium used here is natural uranium, degraded uranium, or low enriched uranium. As shown in FIG. 1B, the entire gadolinia-filled uranium fuel rod 52 is a mixture of uranium dioxide and gadolinia in the entire effective fuel portion.

この燃料集合体５０を軽水炉で燃焼させた後に、貯蔵や輸送のためにキャスクに収納する場合、中性子発生率の大きなＭＯＸ使用済核燃料とキャスク底部、蓋部の壁との間の距離が増し、しかもそれらの放出する中性子線は上下端のウランによっても遮蔽されるので、キャスク底部、蓋部の外表面から放射される中性子線量は、ＭＯＸ燃料棒上下端にウランを用いない場合に比し、低減されることになる。   When this fuel assembly 50 is burned in a light water reactor and then stored in a cask for storage or transportation, the distance between the MOX spent nuclear fuel with a high neutron generation rate and the wall of the cask bottom and lid increases. Moreover, since the emitted neutrons are also shielded by uranium at the upper and lower ends, the neutron dose radiated from the outer surface of the cask bottom and lid is higher than when uranium is not used at the upper and lower ends of the MOX fuel rods. Will be reduced.

つぎに、図７および図８を参照して、上述の使用済み燃料集合体の複数体を貯蔵・輸送のためにキャスクに収容する場合の一例について説明する。   Next, with reference to FIG. 7 and FIG. 8, an example in which a plurality of the above-described spent fuel assemblies are accommodated in a cask for storage and transportation will be described.

図７は本発明の一実施形態に係る使用済み燃料集合体の複数体を収容するキャスクの一例を示す部分切欠き斜視図である。図８は、図７のキャスク内に使用済み燃料集合体を収納した場合のキャスクの胴本体およびその内部を示す横断面図である。ただし、図８で、バスケット３０の図示は省略している。   FIG. 7 is a partially cutaway perspective view showing an example of a cask that houses a plurality of spent fuel assemblies according to an embodiment of the present invention. FIG. 8 is a cross-sectional view showing the trunk main body of the cask and its interior when the spent fuel assembly is stored in the cask of FIG. However, illustration of the basket 30 is omitted in FIG.

この実施形態のキャスク１００は、たとえば前述の燃料集合体５０を沸騰水型原子炉内で使用した後に得られるＭＯＸ使用済み燃料集合体４０と、複数のウラン使用済み燃料集合体４１とを収容して輸送および貯蔵に用いるものである。なお、ウラン使用済み燃料集合体４１は、ＭＯＸ燃料を使用せずに酸化ウラン燃料を使用する点でＭＯＸ使用済み燃料集合体４０と異なるが、外観上の構成はＭＯＸ使用済み燃料集合体４０と同様である。   The cask 100 of this embodiment contains, for example, a MOX spent fuel assembly 40 obtained after using the above-described fuel assembly 50 in a boiling water reactor, and a plurality of uranium spent fuel assemblies 41. Used for transportation and storage. The uranium spent fuel assembly 41 is different from the MOX spent fuel assembly 40 in that uranium oxide fuel is used without using the MOX fuel, but the appearance configuration is different from that of the MOX spent fuel assembly 40. It is the same.

キャスク１００は、内部にキャビティ２２が形成されたキャスク本体１６を有する。このキャスク本体１６は外周が円柱形の胴本体２１を備えている。キャビティ２２内にバスケット３０が収納されている。バスケット３０はキャビティ２２内を正方格子状に区切って複数の収納空間（セル）３１を形成し、各セル３１ごとに燃料集合体４０、４１を１体ずつ挿入することにより燃料集合体４０、４１が正方格子状に互いに間隔をおいて並べられて保持される構造になっている。キャビティ２２はバスケット３０の外周形状に合わせて機械加工されている。   The cask 100 has a cask body 16 in which a cavity 22 is formed. The cask main body 16 includes a trunk main body 21 having a cylindrical outer periphery. A basket 30 is accommodated in the cavity 22. The basket 30 divides the cavity 22 into a square lattice to form a plurality of storage spaces (cells) 31, and the fuel assemblies 40, 41 are inserted into the cells 31 by inserting one fuel assembly 40, 41. Are arranged in a square lattice and spaced apart from each other. The cavity 22 is machined according to the outer peripheral shape of the basket 30.

胴本体２１の底部には円板状の底板２４が溶接されて密封され、胴本体２１の上部開口には円板状の一次蓋１０が取り付けられている。胴本体２１、底板２４および一次蓋１０は、ガンマ線遮蔽能を有し、たとえば炭素鋼製またはステンレス鋼製である。また、耐圧容器としての密閉性能を確保するために、一次蓋１０と胴本体２１との間には金属ガスケット（図示せず）が配置され、ボルト（図示せず）によって胴本体２１に、着脱可能に取り付けられている。   A disk-shaped bottom plate 24 is welded and sealed to the bottom of the trunk body 21, and a disk-shaped primary lid 10 is attached to the upper opening of the trunk body 21. The trunk body 21, the bottom plate 24, and the primary lid 10 have gamma ray shielding ability, and are made of, for example, carbon steel or stainless steel. Further, in order to ensure the sealing performance as a pressure vessel, a metal gasket (not shown) is disposed between the primary lid 10 and the trunk body 21 and is attached to and detached from the trunk body 21 with bolts (not shown). It is attached as possible.

胴本体２１の外側は間隙を介して外筒２５で覆われ、胴本体２１と外筒２５の間には熱伝導率の高い材料（たとえば銅）からなる複数の内部フィン（図示せず）が放射状に溶接されている。胴本体２１と外筒２５と内部フィンとで挟まれた間隙にはレジン２６が充填されている。レジン２６は、水素を多く含有する高分子材料であって、中性子遮蔽能を有する。レジン２６は、胴本体２１と外筒２５と内部フィンとで挟まれた間隙に高温で溶融した状態で注入され、その後、冷却固化したものである。   The outer side of the trunk body 21 is covered with an outer cylinder 25 through a gap, and a plurality of internal fins (not shown) made of a material having high thermal conductivity (for example, copper) are interposed between the trunk body 21 and the outer cylinder 25. It is welded radially. A resin 26 is filled in a gap between the trunk body 21, the outer cylinder 25, and the internal fins. The resin 26 is a polymer material containing a large amount of hydrogen and has a neutron shielding ability. The resin 26 is injected in a state of being melted at a high temperature into a gap sandwiched between the trunk main body 21, the outer cylinder 25, and the internal fins, and then cooled and solidified.

一次蓋１０の上方には炭素鋼製またはステンレス鋼製で円板状の二次蓋１１が配置され、二次蓋１１と胴本体２１との間には、密閉性を確保するための金属ガスケット（図示せず）が配置され、ボルト（図示せず）によって胴本体２１に、着脱可能に取り付けられている。二次蓋１１の上面には中性子遮蔽体としてレジン１２が封入されている。   A disc-shaped secondary lid 11 made of carbon steel or stainless steel is disposed above the primary lid 10, and a metal gasket for ensuring hermeticity between the secondary lid 11 and the trunk body 21. (Not shown) is disposed, and is detachably attached to the trunk body 21 by bolts (not shown). A resin 12 is sealed on the upper surface of the secondary lid 11 as a neutron shield.

一次蓋１０と二次蓋１１で蓋部１９が形成され、この蓋部１９の周囲にはレジン１４を封入した補助遮蔽体１５が設けられている。胴本体２１の上部から横方向両側に突出してトラニオン１７が設けられており、トラニオン１７によってキャスク１００全体を吊り下げることができるように構成されている。   A lid 19 is formed by the primary lid 10 and the secondary lid 11, and an auxiliary shield 15 enclosing the resin 14 is provided around the lid 19. A trunnion 17 is provided so as to protrude laterally from the upper part of the trunk body 21, and the entire cask 100 can be suspended by the trunnion 17.

この実施形態では、キャスク１００に収容される燃料集合体は、ＭＯＸ使用済み燃料集合体４０とウラン使用済み燃料集合体４１とからなる。図８に示すように、バスケット３０によってキャビティ２２内に形成された複数の収納空間３１のうちのキャビティ２２の外周に面する最外周収納空間にはすべてウラン使用済み燃料集合体４１が１体ずつ収納される。収納空間３１のうちの最外周収納空間以外の中央収納空間それぞれに、ＭＯＸ使用済み燃料集合体４０またはウラン使用済み燃料集合体４１のうちのいずれか１体が収納されている。ＭＯＸ使用済み燃料集合体４０同士は互いに隣接せず、一様に分散して配置される。   In this embodiment, the fuel assembly accommodated in the cask 100 includes the MOX spent fuel assembly 40 and the uranium spent fuel assembly 41. As shown in FIG. 8, one uranium spent fuel assembly 41 is provided in each outermost storage space facing the outer periphery of the cavity 22 among the plurality of storage spaces 31 formed in the cavity 22 by the basket 30. Stored. One of the MOX spent fuel assembly 40 and the uranium spent fuel assembly 41 is stored in each of the storage spaces 31 other than the outermost peripheral storage space. The MOX spent fuel assemblies 40 are not adjacent to each other and are uniformly distributed.

この実施形態によれば、中性子発生率の大きなＭＯＸ使用済み燃料集合体４０と胴本体２１内壁との距離は大きくとられ、しかもそれらの放出する中性子線は外周部にあるウラン使用済み燃料集合体４１によっても遮蔽される。したがって、外筒２５の表面から放射される中性子線量は、バスケット３０内に無作為にＭＯＸ使用済み燃料集合体４０を配置した場合に比べて著しく減衰される。   According to this embodiment, the distance between the MOX spent fuel assembly 40 having a high neutron generation rate and the inner wall of the trunk body 21 is large, and the neutron beams emitted from these are the uranium spent fuel assemblies on the outer periphery. 41 is also shielded. Therefore, the neutron dose emitted from the surface of the outer cylinder 25 is significantly attenuated as compared with the case where the MOX spent fuel assemblies 40 are randomly arranged in the basket 30.

さらに、ＭＯＸ使用済み燃料集合体４０では、図1に示すように、中性子発生率の大きなＭＯＸ使用済核燃料とキャスク底部、蓋部の壁との間の距離が増し、しかもそれらの放出する中性子線は上下端のウランによっても遮蔽されるので、キャスク底部、蓋部の外表面から放射される中性子線量は、ＭＯＸ燃料棒上下端にウランを用いない場合に比し、低減されることになる。   Further, in the MOX spent fuel assembly 40, as shown in FIG. 1, the distance between the MOX spent nuclear fuel having a high neutron generation rate and the bottom wall of the cask and the wall of the lid portion increases, and the neutron beam emitted from them. Is also shielded by uranium at the upper and lower ends, so the neutron dose emitted from the outer surface of the cask bottom and lid is reduced compared to the case where uranium is not used at the upper and lower ends of the MOX fuel rod.

［他の実施形態］
以上説明した実施形態は単なる例示であって、本発明はこれらに限定されるものではない。たとえば、上記実施形態では、ＢＷＲ燃料集合体を例にとって説明したが、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）燃料集合体にも適用できる。 [Other Embodiments]
The embodiments described above are merely examples, and the present invention is not limited to these. For example, in the above embodiment, the BWR fuel assembly has been described as an example, but the present invention can also be applied to a pressurized water reactor (PWR) fuel assembly.

１０…一次蓋
１１…二次蓋
１２、１４…レジン
１５…補助遮蔽体
１６…キャスク本体
１７…トラニオン
１９…蓋部
２１…胴本体、
２２…キャビティ
２４…底板
２５…外筒
２６…レジン
３０…バスケット
３１…収納空間（セル）
４０…ＭＯＸ使用済み燃料集合体
４１…ウラン使用済み燃料集合体
５０…燃料集合体
５１…長尺ＭＯＸ燃料棒（長尺燃料棒）
５２…長尺ガドリニア入りウラン燃料棒（長尺燃料棒）
５３…短尺ＭＯＸ燃料棒（短尺燃料棒）
５４…上部タイプレート
５５…下部タイプレート
５６…燃料スペーサ
５７…ウォータロッド
５８…チャンネルボックス
６０…被覆管
６１…燃料ペレット
６２…下部端栓
６３…上部端栓
６４…プレナム
６５…内部スプリング
７１…ウラン燃料ペレット封入部
７２…ＭＯＸ燃料ペレット封入部
８０…外部スプリング
１００…キャスク DESCRIPTION OF SYMBOLS 10 ... Primary lid 11 ... Secondary lid 12, 14 ... Resin 15 ... Auxiliary shield 16 ... Cask main body 17 ... Trunnion 19 ... Lid part 21 ... Trunk main body,
22 ... Cavity 24 ... Bottom plate 25 ... Outer cylinder 26 ... Resin 30 ... Basket 31 ... Storage space (cell)
40 ... MOX spent fuel assembly 41 ... Uranium spent fuel assembly 50 ... fuel assembly 51 ... long MOX fuel rod (long fuel rod)
52 ... Long gadolinia containing uranium fuel rod (long fuel rod)
53 ... Short MOX fuel rod (short fuel rod)
54 ... upper tie plate 55 ... lower tie plate 56 ... fuel spacer 57 ... water rod 58 ... channel box 60 ... cladding tube 61 ... fuel pellet 62 ... lower end plug 63 ... upper end plug 64 ... plenum 65 ... internal spring 71 ... uranium Fuel pellet enclosure 72 ... MOX fuel pellet enclosure 80 ... External spring 100 ... Cask

Claims (8)

それぞれが、被覆管と、前記被覆管の下端を密封する下部端栓と、前記被覆管の上端を密封する上部端栓と、前記下部端栓と上部端栓との間で前記被覆管内に封入されて上下方向に配列されて複数のウラン燃料ペレットと複数のＭＯＸ燃料ペレットとからなる複数の燃料ペレットと、を備えて、互いに平行に格子状に配列された複数のＭＯＸ燃料棒と、
前記複数のＭＯＸ燃料棒の上部を束ねる上部タイプレートと、
前記複数のＭＯＸ燃料棒の下部を束ねる下部タイプレートと、
前記上部タイプレートと下部タイプレートの間で上下方向に互いに間隔をあけて配置されて前記複数のＭＯＸ燃料棒を水平方向に支持する複数個の燃料スペーサと、
を有する燃料集合体において、
前記ＭＯＸ燃料棒の少なくとも下端および下端付近にウラン燃料ペレットが封入されており、ウラン燃料ペレットが封入されていない位置にＭＯＸ燃料ペレットが封入されていること、
を特徴とする燃料集合体。 Each is enclosed in the cladding tube between the cladding tube, the lower end plug that seals the lower end of the cladding tube, the upper end plug that seals the upper end of the cladding tube, and the lower end plug and the upper end plug A plurality of fuel pellets arranged in a vertical direction and having a plurality of fuel pellets each including a plurality of uranium fuel pellets and a plurality of MOX fuel pellets,
An upper tie plate that bundles the upper portions of the plurality of MOX fuel rods;
A lower tie plate that bundles the lower portions of the plurality of MOX fuel rods;
A plurality of fuel spacers arranged in the vertical direction between the upper tie plate and the lower tie plate so as to support the plurality of MOX fuel rods in a horizontal direction;
In a fuel assembly having
Uranium fuel pellets are sealed at least at the lower end and in the vicinity of the lower end of the MOX fuel rod, and the MOX fuel pellets are sealed at a position where the uranium fuel pellets are not sealed,
A fuel assembly characterized by 前記複数のＭＯＸ燃料棒は、前記上部タイプレートと前記下部タイプレートの間に延びる複数の長尺ＭＯＸ燃料棒と、前記上部タイプレートよりも下方の位置と前記下部タイプレートの間に延びる少なくとも１本の短尺ＭＯＸ燃料棒とからなり、
前記長尺ＭＯＸ燃料棒では、当該長尺ＭＯＸ燃料棒の下端および下端付近の位置、ならびに上端および上端付近の位置にウラン燃料ペレットが封入されており、
前記短尺ＭＯＸ燃料棒では、当該短尺ＭＯＸ燃料棒の下端および下端付近の位置にウラン燃料ペレットが封入されていること、
を特徴とする請求項1に記載の燃料集合体。 The plurality of MOX fuel rods include a plurality of long MOX fuel rods extending between the upper tie plate and the lower tie plate, and at least one extending between a position below the upper tie plate and the lower tie plate. Consisting of a short MOX fuel rod,
In the long MOX fuel rod, uranium fuel pellets are sealed at positions near the lower end and the lower end of the long MOX fuel rod, and near the upper end and the upper end.
In the short MOX fuel rod, uranium fuel pellets are enclosed at the lower end and the vicinity of the lower end of the short MOX fuel rod,
2. The fuel assembly according to claim 1, wherein: 前記ＭＯＸ燃料棒の下端から前記ＭＯＸ燃料棒の有効長さの１／２４以上の位置にウラン燃料ペレットが封入されていることを特徴とする請求項１または請求項２に記載の燃料集合体。   3. The fuel assembly according to claim 1, wherein uranium fuel pellets are sealed from a lower end of the MOX fuel rod at a position that is 1/24 or more of an effective length of the MOX fuel rod. 被覆管と、前記被覆管の下端を密封する下部端栓と、前記被覆管の上端を密封する上部端栓と、前記下部端栓と上部端栓との間で前記被覆管内に封入されて上下方向に配列されて複数のガドリニア入りウラン燃料ペレットと、を備えて、前記上部タイプレートおよび下部タイプレートによって前記ＭＯＸ燃料棒とともに束ねられた少なくとも一本のガドリニア入りウラン燃料棒、を有すること、を特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の燃料集合体。   A cladding tube, a lower end plug that seals the lower end of the cladding tube, an upper end plug that seals the upper end of the cladding tube, and the upper and lower ends sealed between the lower end plug and the upper end plug. A plurality of gadolinia-filled uranium fuel pellets arranged in a direction, and having at least one gadolinia-filled uranium fuel rod bundled together with the MOX fuel rods by the upper tie plate and the lower tie plate. The fuel assembly according to any one of claims 1 to 3, characterized in that: 前記上部タイプレートおよび下部タイプレートによって前記ＭＯＸ燃料棒とともに束ねられた少なくとも一本のウォータロッドを有すること、を特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の燃料集合体。   The fuel assembly according to any one of claims 1 to 4, further comprising at least one water rod bundled together with the MOX fuel rod by the upper tie plate and the lower tie plate. 被覆管と、
前記被覆管の下端を密封する下部端栓と、
前記被覆管の上端を密封する上部端栓と、
前記下部端栓と上部端栓との間で前記被覆管内に封入されて上下方向に配列された複数の燃料ペレットと、
を有する燃料棒において、
下端および下端付近にウラン燃料ペレットが封入されており、ウラン燃料ペレットが封入されていない位置にＭＯＸ燃料ペレットが封入されていること、
を特徴とする燃料棒。 A cladding tube;
A lower end plug for sealing the lower end of the cladding tube;
An upper end plug for sealing the upper end of the cladding tube;
A plurality of fuel pellets enclosed in the cladding tube between the lower end plug and the upper end plug and arranged in the vertical direction;
In a fuel rod having
Uranium fuel pellets are enclosed at the lower end and near the lower end, and MOX fuel pellets are enclosed at positions where uranium fuel pellets are not enclosed,
A fuel rod characterized by 下端および下端付近、ならびに、上端および上端付近に、ウラン燃料ペレットが封入されていること、を特徴とする請求項６に記載の燃料棒。   The fuel rod according to claim 6, wherein uranium fuel pellets are enclosed in the lower end and the vicinity of the lower end, and in the vicinity of the upper end and the upper end. 下端から有効燃料長さの１／２４以上の位置にウラン燃料ペレットが封入されていること、を特徴とする請求項６または請求項７に記載の燃料棒。   The fuel rod according to claim 6 or 7, wherein uranium fuel pellets are sealed at a position of 1/24 or more of the effective fuel length from the lower end.

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