JP3130602B2 - 原子炉の炉心および燃料集合体群 - Google Patents
原子炉の炉心および燃料集合体群Info
- Publication number
- JP3130602B2 JP3130602B2 JP03296955A JP29695591A JP3130602B2 JP 3130602 B2 JP3130602 B2 JP 3130602B2 JP 03296955 A JP03296955 A JP 03296955A JP 29695591 A JP29695591 A JP 29695591A JP 3130602 B2 JP3130602 B2 JP 3130602B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- plutonium
- fuel
- enrichment
- mox
- mox fuel
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Fee Related
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、プルトニウムを富
化した燃料棒を有する燃料集合体を装荷した原子炉の炉
心および燃料集合体群に関する。
化した燃料棒を有する燃料集合体を装荷した原子炉の炉
心および燃料集合体群に関する。
【０００２】
【従来の技術】資源の有効利用やエネルギーセキュリテ
ィなどの観点から、使用済み燃料から再処理によって回
収されたプルトニウムを軽水炉でＭＯＸ燃料として利用
するプルサーマルが行なわれることが計画されている。
ィなどの観点から、使用済み燃料から再処理によって回
収されたプルトニウムを軽水炉でＭＯＸ燃料として利用
するプルサーマルが行なわれることが計画されている。
【０００３】しかしながらプルトニウムは天然には存在
せず、ウラン燃料集合体の使用済燃料再処理によって得
られるもので、プルトニウムは、その同位体としてPu-2
38，Pu-239，Pu-240，Pu-241，Pu-242等で構成されてい
る。これらプルトニウム同位体の構成割合（同位体組
成）は、ウラン燃料集合体の初期濃縮度、取出燃焼度、
取出し後の経過時間、原子炉の種類等の条件で異なるこ
とから、燃料資源としての確保と品質管理については種
々の制約がある。
せず、ウラン燃料集合体の使用済燃料再処理によって得
られるもので、プルトニウムは、その同位体としてPu-2
38，Pu-239，Pu-240，Pu-241，Pu-242等で構成されてい
る。これらプルトニウム同位体の構成割合（同位体組
成）は、ウラン燃料集合体の初期濃縮度、取出燃焼度、
取出し後の経過時間、原子炉の種類等の条件で異なるこ
とから、燃料資源としての確保と品質管理については種
々の制約がある。
【０００４】表１はプルトニウム同位体組成の例で（Am
-241はPu-241のβ崩壊によって再処理後に生成されたも
の）、プルトニウム同位体のうちPu-239とPu-241は熱中
性子で核***を起こす特性を有しており、U-235 と同様
に燃料としての役割を果たす。
-241はPu-241のβ崩壊によって再処理後に生成されたも
の）、プルトニウム同位体のうちPu-239とPu-241は熱中
性子で核***を起こす特性を有しており、U-235 と同様
に燃料としての役割を果たす。
【０００５】一方、その他のプルトニウム同位体は、熱
中性子では核***を起こさず、中性子の共鳴吸収を起こ
し易い。従って、プルトニウムを富化したＭＯＸ燃料集
合体では、プルトニウムの同位体組成が燃料集合体の反
応度特性に大きな影響を与える。表１において、組成Ｈ
及び組成Ｌは、各々核***性プルトニウム同位体の多い
例および少ない例である。
中性子では核***を起こさず、中性子の共鳴吸収を起こ
し易い。従って、プルトニウムを富化したＭＯＸ燃料集
合体では、プルトニウムの同位体組成が燃料集合体の反
応度特性に大きな影響を与える。表１において、組成Ｈ
及び組成Ｌは、各々核***性プルトニウム同位体の多い
例および少ない例である。
【０００６】
【表１】
【０００７】ウラン燃料集合体の場合には、使用する燃
料のU-235濃縮度は極めて厳しく管理されており、U-235
濃縮度を規定すればウランの同位体組成は一定なものと
なっている。これに対してＭＯＸ燃料集合体の場合に
は、プルトニウムが種々の条件によって異なる同位体組
成を持つため、例えば核***性プルトニウム濃度を規定
しても、個々のプルトニウム同位体の濃度が異なってい
れば反応度特性が異なることになり、ＭＯＸ燃料集合体
及びこれを装荷した炉心の設計や運転管理を複雑なもの
とする。ＭＯＸ燃料集合体を設計する場合にプルトニウ
ムの富化度は、所期の燃焼度が達成できるように決めら
れる。
料のU-235濃縮度は極めて厳しく管理されており、U-235
濃縮度を規定すればウランの同位体組成は一定なものと
なっている。これに対してＭＯＸ燃料集合体の場合に
は、プルトニウムが種々の条件によって異なる同位体組
成を持つため、例えば核***性プルトニウム濃度を規定
しても、個々のプルトニウム同位体の濃度が異なってい
れば反応度特性が異なることになり、ＭＯＸ燃料集合体
及びこれを装荷した炉心の設計や運転管理を複雑なもの
とする。ＭＯＸ燃料集合体を設計する場合にプルトニウ
ムの富化度は、所期の燃焼度が達成できるように決めら
れる。
【０００８】図２は取出燃焼度38GWd/tが達成できるよ
うに設計されたＭＯＸ燃料集合体の横断面図の一例で、
中央のウォータロッド１と、その周囲にＭＯＸ燃料棒２
（Ｐ1，Ｐ2，Ｐ3，Ｐ4，Ｐ5，Ｐ6）及びガドリニア入り
ウラン燃料棒３（Ｇ）が格子状に配置されていて、さら
に外周をチャンネルボックス４で覆っている。これら60
本の各燃料棒（Ｐ1〜Ｐ6，Ｇ）のプルトニウム富化度
は、表２に示す通りである。
うに設計されたＭＯＸ燃料集合体の横断面図の一例で、
中央のウォータロッド１と、その周囲にＭＯＸ燃料棒２
（Ｐ1，Ｐ2，Ｐ3，Ｐ4，Ｐ5，Ｐ6）及びガドリニア入り
ウラン燃料棒３（Ｇ）が格子状に配置されていて、さら
に外周をチャンネルボックス４で覆っている。これら60
本の各燃料棒（Ｐ1〜Ｐ6，Ｇ）のプルトニウム富化度
は、表２に示す通りである。
【０００９】なお、この例におけるプルトニウム同位体
組成は表１の組成Ｈが用いられており、バーナブルポイ
ズン（可燃性毒物）であるガドリニアを添加した燃料棒
以外の燃料棒にプルトニウムを富化している。
組成は表１の組成Ｈが用いられており、バーナブルポイ
ズン（可燃性毒物）であるガドリニアを添加した燃料棒
以外の燃料棒にプルトニウムを富化している。
【００１０】これはＭＯＸ燃料棒にガドリニアを添加す
ると、プルトニウムの中性子吸収断面積がウランよりも
大きいため、ガドリニアの反応度制御能力を劣らせるか
らである。また通常、ＭＯＸ燃料棒２もガドリニア入り
燃料棒３も、各々他の燃料棒とは独立したラインで製造
されているから、ガドリニア入りＭＯＸ燃料棒を製造す
るには、さらに新規な別ラインで行なうことになるの
で、その設備や作業を行うことは経済的に不利なものと
なる。
ると、プルトニウムの中性子吸収断面積がウランよりも
大きいため、ガドリニアの反応度制御能力を劣らせるか
らである。また通常、ＭＯＸ燃料棒２もガドリニア入り
燃料棒３も、各々他の燃料棒とは独立したラインで製造
されているから、ガドリニア入りＭＯＸ燃料棒を製造す
るには、さらに新規な別ラインで行なうことになるの
で、その設備や作業を行うことは経済的に不利なものと
なる。
【００１１】
【表２】
【００１２】
【発明が解決しようとする課題】上記のＭＯＸ燃料集合
体に対して、表１における組成Ｌのプルトニウムが供給
された場合を考えると、一般に燃料反応度特性は核***
性物質の濃度で決まるから、核***性プルトニウムの富
化度が保存されるように、酸化物としてのプルトニウム
富化度（酸化プルトニウム富化度）を高めてやればよ
い。ところがこの場合に、中性子の共鳴吸収を起こし易
いPu-238，Pu-240，Pu-242等も同時に増えるから、核分
裂性プルトニウムの富化度を一定としただけでは反応度
が不足して所期の燃焼度を達成することができない。従
って、所期の燃焼度を達成するには、組成Ｌのプルトニ
ウムを用いた場合には、核***性プルトニウムの富化度
を表２よりも、さらに高めなければならないことにな
る。ところが、核***性プルトニウム富化度が高くなり
過ぎると、ボイド係数がより負側に大きくなるという問
題が生じてくる。
体に対して、表１における組成Ｌのプルトニウムが供給
された場合を考えると、一般に燃料反応度特性は核***
性物質の濃度で決まるから、核***性プルトニウムの富
化度が保存されるように、酸化物としてのプルトニウム
富化度（酸化プルトニウム富化度）を高めてやればよ
い。ところがこの場合に、中性子の共鳴吸収を起こし易
いPu-238，Pu-240，Pu-242等も同時に増えるから、核分
裂性プルトニウムの富化度を一定としただけでは反応度
が不足して所期の燃焼度を達成することができない。従
って、所期の燃焼度を達成するには、組成Ｌのプルトニ
ウムを用いた場合には、核***性プルトニウムの富化度
を表２よりも、さらに高めなければならないことにな
る。ところが、核***性プルトニウム富化度が高くなり
過ぎると、ボイド係数がより負側に大きくなるという問
題が生じてくる。
【００１３】原子炉は、出力が増加して冷却材中のボイ
ド率が増加すると安全のために炉心反応度が下がるよう
に、すなわちボイド係数が負になるように設計されなけ
ればならない。しかしながら、ボイド係数があまりに負
側であると、小さな出力変化に対して反応度の応答が大
き過ぎることになり、原子炉の運転制御性が悪くなって
しまう。プルトニウムの富化度が高くなると、熱中性子
吸収断面積が大きくなるので中性子スペクトルが硬くな
り、共鳴中性子の反応度への寄与が相対的に大きくな
る。
ド率が増加すると安全のために炉心反応度が下がるよう
に、すなわちボイド係数が負になるように設計されなけ
ればならない。しかしながら、ボイド係数があまりに負
側であると、小さな出力変化に対して反応度の応答が大
き過ぎることになり、原子炉の運転制御性が悪くなって
しまう。プルトニウムの富化度が高くなると、熱中性子
吸収断面積が大きくなるので中性子スペクトルが硬くな
り、共鳴中性子の反応度への寄与が相対的に大きくな
る。
【００１４】ここで、プルトニウムの富化度が高くなっ
て、特に１eVに非常に大きな共鳴準位を持つPu-240の濃
度が増すと、ボイド率の変化に伴なう中性子スペクトル
の変化によって、この共鳴準位に吸収される中性子の割
合が大きく変化を受けることになり、それが反応度変
化、即ち、ボイド係数の絶対値を大きくすることにな
る。
て、特に１eVに非常に大きな共鳴準位を持つPu-240の濃
度が増すと、ボイド率の変化に伴なう中性子スペクトル
の変化によって、この共鳴準位に吸収される中性子の割
合が大きく変化を受けることになり、それが反応度変
化、即ち、ボイド係数の絶対値を大きくすることにな
る。
【００１５】また原子炉の燃料交換は、通常約１年に１
回行なわれ、200体前後の燃料集合体が炉心から取出さ
れて、同数の新燃料が炉心に装荷される。本格的なプル
サーマル利用の際には少なくともその１／３以上がＭＯ
Ｘ燃料集合体となる予定であるから、数十体以上のＭＯ
Ｘ燃料集合体が一度に必要となる。
回行なわれ、200体前後の燃料集合体が炉心から取出さ
れて、同数の新燃料が炉心に装荷される。本格的なプル
サーマル利用の際には少なくともその１／３以上がＭＯ
Ｘ燃料集合体となる予定であるから、数十体以上のＭＯ
Ｘ燃料集合体が一度に必要となる。
【００１６】しかしながら、再処理工場には種々の使用
済み燃料が搬入され、また再処理の時期や再処理後の経
過時間も異なるので、これらをすべて同一組成のプルト
ニウムで賄うことは困難となる。さらに、仮に、ある年
の燃料交換で必要となるＭＯＸ燃料集合体の全てを同一
組成のプルトニウムで賄うことができたとしても、次の
年の燃料交換で必要となるＭＯＸ燃料集合体を前年に使
用したものと同一組成のプルトニウムで賄うことはほと
んど不可能である。従って、本格的なプルサーマル利用
の際には、炉心に同位体組成の異なるプルトニウムが富
化された異種のＭＯＸ燃料集合体を装荷するという課題
がある。
済み燃料が搬入され、また再処理の時期や再処理後の経
過時間も異なるので、これらをすべて同一組成のプルト
ニウムで賄うことは困難となる。さらに、仮に、ある年
の燃料交換で必要となるＭＯＸ燃料集合体の全てを同一
組成のプルトニウムで賄うことができたとしても、次の
年の燃料交換で必要となるＭＯＸ燃料集合体を前年に使
用したものと同一組成のプルトニウムで賄うことはほと
んど不可能である。従って、本格的なプルサーマル利用
の際には、炉心に同位体組成の異なるプルトニウムが富
化された異種のＭＯＸ燃料集合体を装荷するという課題
がある。
【００１７】またＭＯＸ燃料棒の製造は、プルトニウム
からのα線が強いため密閉管理や厳重な遮蔽設備が必要
で、さらに臨界管理も厳しいことから、製造ラインの増
加や製造工程の変更は不経済となる。
からのα線が強いため密閉管理や厳重な遮蔽設備が必要
で、さらに臨界管理も厳しいことから、製造ラインの増
加や製造工程の変更は不経済となる。
【００１８】本発明の目的とするところは、プルサーマ
ル利用を行う際に、種々の条件で異なる同位体組成のプ
ルトニウムが供給された場合に、プルトニウム同位体組
成が異なっていても、同一の炉心に装荷できるように、
燃焼度及びボイド係数が同等なＭＯＸ燃料集合体とし
て、ボイド係数を大幅に悪化させることなく、所期の燃
焼度を達成することのできるＭＯＸ燃料集合体による原
子炉の炉心および燃料集合体群を提供することにある。
ル利用を行う際に、種々の条件で異なる同位体組成のプ
ルトニウムが供給された場合に、プルトニウム同位体組
成が異なっていても、同一の炉心に装荷できるように、
燃焼度及びボイド係数が同等なＭＯＸ燃料集合体とし
て、ボイド係数を大幅に悪化させることなく、所期の燃
焼度を達成することのできるＭＯＸ燃料集合体による原
子炉の炉心および燃料集合体群を提供することにある。
【００１９】
【課題を解決するための手段】本発明は、複数の燃料集
合体を装荷してなり、この複数の燃料集合体の少なくと
も一部がプルトニウムを富化したＭＯＸ燃料棒とプルト
ニウムを富化しないウラン燃料棒とを有するＭＯＸ燃料
集合体である原子炉の炉心において、前記ＭＯＸ燃料集
合体は酸化プルトニウム富化度が異なる複数種類のＭＯ
Ｘ燃料棒を有し、異なるＭＯＸ燃料集合体の同一酸化プ
ルトニウム富化度のＭＯＸ燃料棒同士の少なくとも一部
では、核***性プルトニウム富化度のより低いＭＯＸ燃
料棒のＵ-235濃縮度が核***性プルトニウム富化度のよ
り高いＭＯＸ燃料棒のＵ-235濃縮度より高く、さらに異
なるＭＯＸ燃料集合体同士で前記ウラン燃料棒の平均Ｕ
−235濃縮度が実質的に等しく設定されてなることを特
徴とする。また、プルトニウムを富化したＭＯＸ燃料棒
とプルトニウムを富化しないウラン燃料棒とを有するＭ
ＯＸ燃料集合体を少なくとも一部に含む燃料集合体群で
あって、前記ＭＯＸ燃料集合体は酸化プルトニウム富化
度が異なる複数種類のＭＯＸ燃料棒を有し、異なるＭＯ
Ｘ燃料集合体の同一酸化プルトニウム富化度のＭＯＸ燃
料棒の少なくとも一部では、核***性プルトニウム富化
度のより低いＭＯＸ燃料棒のＵ-235濃縮度が核***性プ
ルトニウム富化度のより高いＭＯＸ燃料棒のＵ-235濃縮
度より高く、さらに異なるＭＯＸ燃料集合体同士で前記
ウラン燃料棒の平均Ｕ−235濃縮度が実質的に等しく設
定されてなることを特徴とする。
合体を装荷してなり、この複数の燃料集合体の少なくと
も一部がプルトニウムを富化したＭＯＸ燃料棒とプルト
ニウムを富化しないウラン燃料棒とを有するＭＯＸ燃料
集合体である原子炉の炉心において、前記ＭＯＸ燃料集
合体は酸化プルトニウム富化度が異なる複数種類のＭＯ
Ｘ燃料棒を有し、異なるＭＯＸ燃料集合体の同一酸化プ
ルトニウム富化度のＭＯＸ燃料棒同士の少なくとも一部
では、核***性プルトニウム富化度のより低いＭＯＸ燃
料棒のＵ-235濃縮度が核***性プルトニウム富化度のよ
り高いＭＯＸ燃料棒のＵ-235濃縮度より高く、さらに異
なるＭＯＸ燃料集合体同士で前記ウラン燃料棒の平均Ｕ
−235濃縮度が実質的に等しく設定されてなることを特
徴とする。また、プルトニウムを富化したＭＯＸ燃料棒
とプルトニウムを富化しないウラン燃料棒とを有するＭ
ＯＸ燃料集合体を少なくとも一部に含む燃料集合体群で
あって、前記ＭＯＸ燃料集合体は酸化プルトニウム富化
度が異なる複数種類のＭＯＸ燃料棒を有し、異なるＭＯ
Ｘ燃料集合体の同一酸化プルトニウム富化度のＭＯＸ燃
料棒の少なくとも一部では、核***性プルトニウム富化
度のより低いＭＯＸ燃料棒のＵ-235濃縮度が核***性プ
ルトニウム富化度のより高いＭＯＸ燃料棒のＵ-235濃縮
度より高く、さらに異なるＭＯＸ燃料集合体同士で前記
ウラン燃料棒の平均Ｕ−235濃縮度が実質的に等しく設
定されてなることを特徴とする。
【００２０】本発明では、所期の燃焼度の達成は、ＭＯ
Ｘ燃料集合体中のＭＯＸ燃料棒におけるプルトニウムと
混合されるＵ−235の濃縮度の調整によって実現してお
り、ＭＯＸ燃料集合体同士でプルトニウムの同位体組成
が異なっていても、酸化プルトニウムの総含有量が等し
いので、ボイド係数の特性は略等しい。なお、ＭＯＸ燃
料集合体同士でウラン燃料棒の平均Ｕ−235濃縮度は実
質的に等しく設定されており、所期の燃焼度確保に直接
的には関与していない。
Ｘ燃料集合体中のＭＯＸ燃料棒におけるプルトニウムと
混合されるＵ−235の濃縮度の調整によって実現してお
り、ＭＯＸ燃料集合体同士でプルトニウムの同位体組成
が異なっていても、酸化プルトニウムの総含有量が等し
いので、ボイド係数の特性は略等しい。なお、ＭＯＸ燃
料集合体同士でウラン燃料棒の平均Ｕ−235濃縮度は実
質的に等しく設定されており、所期の燃焼度確保に直接
的には関与していない。
【００２１】またＭＯＸ燃料棒の製造は、プルトニウム
からのα線が強いため密閉管理や厳重な遮蔽設備が必要
で、さらに臨界管理も厳しいから、製造工程の変更は容
易ではない。本発明によれば、どのような同位体組成の
プルトニウムが供給されようとプルトニウムの富化度は
変わらないから、ＭＯＸ燃料棒の製造工程を変更する必
要はなく、ＭＯＸ燃料棒の製造工場に供給するウランの
濃縮度を外部の工場で調整すればよい。
からのα線が強いため密閉管理や厳重な遮蔽設備が必要
で、さらに臨界管理も厳しいから、製造工程の変更は容
易ではない。本発明によれば、どのような同位体組成の
プルトニウムが供給されようとプルトニウムの富化度は
変わらないから、ＭＯＸ燃料棒の製造工程を変更する必
要はなく、ＭＯＸ燃料棒の製造工場に供給するウランの
濃縮度を外部の工場で調整すればよい。
【００２２】
【実施例】本発明の一実施例を図面を参照して説明す
る。
る。
【００２３】図１は原子炉炉心の１／４部を示す横断面
図で、例えば電気出力80万kWの原子炉の炉心を表す。燃
料集合体10は全て図２に示したように中央にウォータロ
ッドを有し複数の燃料棒を格子状に配置してなる断面を
有するものである。また符号11は制御棒を示す。ここで
はウラン燃料集合体（無印）と、ＭＯＸ燃料集合体（Ｍ
及びＰ）とが略１対１の割合で装荷されている。なお、
Ｍで示されるＭＯＸ燃料集合体のＭＯＸ燃料棒は表１に
おける組成Ｈのプルトニウムを用いたもので、ＭＯＸ燃
料集合体Ｍの各燃料棒の構成は表２に示されている。
図で、例えば電気出力80万kWの原子炉の炉心を表す。燃
料集合体10は全て図２に示したように中央にウォータロ
ッドを有し複数の燃料棒を格子状に配置してなる断面を
有するものである。また符号11は制御棒を示す。ここで
はウラン燃料集合体（無印）と、ＭＯＸ燃料集合体（Ｍ
及びＰ）とが略１対１の割合で装荷されている。なお、
Ｍで示されるＭＯＸ燃料集合体のＭＯＸ燃料棒は表１に
おける組成Ｈのプルトニウムを用いたもので、ＭＯＸ燃
料集合体Ｍの各燃料棒の構成は表２に示されている。
【００２４】一方、Ｐで示されるＭＯＸ燃料集合体は表
１における組成Ｌのプルトニウムを用いたもので、各燃
料棒の構成は表３に示している。即ち、ＭＯＸ燃料集合
体Ｐは、ＭＯＸ燃料集合体Ｍと酸化プルトニウム富化度
が同じで、プルトニウムと混合されるウランU-235 濃縮
度が異なる。
１における組成Ｌのプルトニウムを用いたもので、各燃
料棒の構成は表３に示している。即ち、ＭＯＸ燃料集合
体Ｐは、ＭＯＸ燃料集合体Ｍと酸化プルトニウム富化度
が同じで、プルトニウムと混合されるウランU-235 濃縮
度が異なる。
【００２５】図１で燃料集合体につけられている数字は
各々の炉内滞在期間を表しており、本一実施例では過去
３回の燃料交換の際には組成Ｈのプルトニウムが入手さ
れ、最近の燃料交換では組成Ｌのプルトニウムが入手さ
れた。
各々の炉内滞在期間を表しており、本一実施例では過去
３回の燃料交換の際には組成Ｈのプルトニウムが入手さ
れ、最近の燃料交換では組成Ｌのプルトニウムが入手さ
れた。
【００２６】これらのＭＯＸ燃料集合体の無限増倍率の
燃焼変化は、図３の特性図で示すように、ＭＯＸ燃料集
合体Ｍは特性曲線12、及びＭＯＸ燃料集合体Ｐは特性曲
線13で示すように略等しい特性を示しており、従って取
出燃焼度も略等しい特性を有している。
燃焼変化は、図３の特性図で示すように、ＭＯＸ燃料集
合体Ｍは特性曲線12、及びＭＯＸ燃料集合体Ｐは特性曲
線13で示すように略等しい特性を示しており、従って取
出燃焼度も略等しい特性を有している。
【００２７】ボイド係数は、ＭＯＸ燃料集合体Ｍでは-
8.05*10-4Δk/k%v 、ＭＯＸ燃料集合体Ｐでは-8.03*10
-4Δk/k%v であり、組成の異なるプルトニウムを使用し
ながらも、同等のボイド係数を得ることができた。な
お、ＭＯＸ燃料集合体ＰはＭＯＸ燃料集合体Ｍに比べて
全プルトニウム量は等しいが、熱中性子断面積が大きい
Pu-239とPu-241の合計が少ないため、中性子スペクトル
は柔らかくなっており、その結果ボイド係数の絶対値は
やや小さくなっている。
8.05*10-4Δk/k%v 、ＭＯＸ燃料集合体Ｐでは-8.03*10
-4Δk/k%v であり、組成の異なるプルトニウムを使用し
ながらも、同等のボイド係数を得ることができた。な
お、ＭＯＸ燃料集合体ＰはＭＯＸ燃料集合体Ｍに比べて
全プルトニウム量は等しいが、熱中性子断面積が大きい
Pu-239とPu-241の合計が少ないため、中性子スペクトル
は柔らかくなっており、その結果ボイド係数の絶対値は
やや小さくなっている。
【００２８】
【表３】
【００２９】一方、表１における組成Ｌのプルトニウム
を用いて各燃料棒の構成として表４に示されているもの
を用いたＭＯＸ燃料集合体Ｐでは、図３の特性曲線14に
示すように、ＭＯＸ燃料集合体Ｍと等しい燃焼度特性は
有するが、ボイド係数は-8.20*10-4Δk/k%v となり、約
２％の増大となる。従って、本発明によってボイド係数
の悪化を大幅に緩和することができた。
を用いて各燃料棒の構成として表４に示されているもの
を用いたＭＯＸ燃料集合体Ｐでは、図３の特性曲線14に
示すように、ＭＯＸ燃料集合体Ｍと等しい燃焼度特性は
有するが、ボイド係数は-8.20*10-4Δk/k%v となり、約
２％の増大となる。従って、本発明によってボイド係数
の悪化を大幅に緩和することができた。
【００３０】なお、ＭＯＸ燃料集合体Ｐとして、核***
性プルトニウム富化度をＭＯＸ燃料集合体Ｍと等しくな
るように酸化物としてのプルトニウム富化度（酸化プル
トニウム富化度）をＭＯＸ燃料集合体Ｍよりも高くして
もよい。その場合にはＭＯＸ燃料棒中のウランのU-235
濃縮度は表３と表４との中間の値となり、ボイド係数も
中間の値となる。
性プルトニウム富化度をＭＯＸ燃料集合体Ｍと等しくな
るように酸化物としてのプルトニウム富化度（酸化プル
トニウム富化度）をＭＯＸ燃料集合体Ｍよりも高くして
もよい。その場合にはＭＯＸ燃料棒中のウランのU-235
濃縮度は表３と表４との中間の値となり、ボイド係数も
中間の値となる。
【００３１】
【表４】
【００３２】上記の一実施例では過去３回の燃料交換に
おいて同一組成のプルトニウムが供給されているが、現
実的には、毎回の燃料交換毎に供給されるプルトニウム
の同位体組成は異なるものと考える方がむしろ自然であ
る。そのような場合を本発明の他の実施例として、図４
の原子炉炉心の１／４部を示す横断面図にて示す。
おいて同一組成のプルトニウムが供給されているが、現
実的には、毎回の燃料交換毎に供給されるプルトニウム
の同位体組成は異なるものと考える方がむしろ自然であ
る。そのような場合を本発明の他の実施例として、図４
の原子炉炉心の１／４部を示す横断面図にて示す。
【００３３】この原子炉も前記一実施例と同様に電気出
力80万kWのものである。この実施例では、前記一実施例
におけるＭＯＸ燃料集合体Ｍ2 、Ｍ3 、Ｍ4 が、表１の
いずれとも異なる同位体組成のプルトニウムで構成され
たＭＯＸ燃料集合体Ｑ2 、Ｒ3 、Ｓ4 に置き変わってい
る。但し、各ＭＯＸ燃料集合体毎の反応度の調整は、プ
ルトニウムと混合されるウラン濃縮度で行なわれてお
り、プルトニウム富化度はＭＯＸ燃料集合体ＭやＰと同
じである。さらにこの実施例では、最近の燃料交換の際
に表１の組成Ｈと組成Ｌの２種のプルトニウムが供給さ
れ、夫々を用いて製造したＭＯＸ燃料集合体ＭとＭＯＸ
燃料集合体Ｐが同体数装荷されている。
力80万kWのものである。この実施例では、前記一実施例
におけるＭＯＸ燃料集合体Ｍ2 、Ｍ3 、Ｍ4 が、表１の
いずれとも異なる同位体組成のプルトニウムで構成され
たＭＯＸ燃料集合体Ｑ2 、Ｒ3 、Ｓ4 に置き変わってい
る。但し、各ＭＯＸ燃料集合体毎の反応度の調整は、プ
ルトニウムと混合されるウラン濃縮度で行なわれてお
り、プルトニウム富化度はＭＯＸ燃料集合体ＭやＰと同
じである。さらにこの実施例では、最近の燃料交換の際
に表１の組成Ｈと組成Ｌの２種のプルトニウムが供給さ
れ、夫々を用いて製造したＭＯＸ燃料集合体ＭとＭＯＸ
燃料集合体Ｐが同体数装荷されている。
【００３４】
【発明の効果】以上本発明によれば、同位体組成が異な
るプルトニウムが供給された場合においても、ＭＯＸ燃
料集合体の各ＭＯＸ燃料棒における酸化物としてのプル
トニウム富化度を変更することなくＭＯＸ燃料棒のウラ
ン中のU-235濃度のみを調整しているので、ボイド係数
を悪化させることなく所期の燃焼度を達成することが可
能となる。
るプルトニウムが供給された場合においても、ＭＯＸ燃
料集合体の各ＭＯＸ燃料棒における酸化物としてのプル
トニウム富化度を変更することなくＭＯＸ燃料棒のウラ
ン中のU-235濃度のみを調整しているので、ボイド係数
を悪化させることなく所期の燃焼度を達成することが可
能となる。
【００３５】また、どのような同位体組成のプルトニウ
ムが供給されてもプルトニウムの富化度は変わらないか
ら、ＭＯＸ燃料棒の製造工程を変更する必要がない。従
って、本格的（大規模）なプルサーマル利用が可能とな
り、資源の有効利用及びエネルギーセキュリティに資す
る効果が大きい。
ムが供給されてもプルトニウムの富化度は変わらないか
ら、ＭＯＸ燃料棒の製造工程を変更する必要がない。従
って、本格的（大規模）なプルサーマル利用が可能とな
り、資源の有効利用及びエネルギーセキュリティに資す
る効果が大きい。
【図１】本発明の一実施例の原子炉炉心の１／４部を示
す横断面図。
す横断面図。
【図２】本発明のＭＯＸ燃料集合体の一例の横断面図。
【図３】本発明のＭＯＸ燃料集合体の無限増倍率の燃焼
変化の特性図。
変化の特性図。
【図４】本発明の他の実施例の原子炉炉心の１／４部を
示す横断面図。
示す横断面図。
１…ウォータロッド、２…ＭＯＸ燃料棒、３…ガドリニ
ア入り燃料棒、４…チャンネルボックス、10…燃料集合
体、11…制御棒、12…ＭＯＸ燃料集合体Ｍの特性曲線、
13，14…ＭＯＸ燃料集合体Ｐの特性曲線。
ア入り燃料棒、４…チャンネルボックス、10…燃料集合
体、11…制御棒、12…ＭＯＸ燃料集合体Ｍの特性曲線、
13，14…ＭＯＸ燃料集合体Ｐの特性曲線。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21C 5/00 G21C 5/12 G21C 3/30 G21C 7/00
Claims (2)
- 【請求項１】 複数の燃料集合体を装荷してなり、この
複数の燃料集合体の少なくとも一部がプルトニウムを富
化したＭＯＸ燃料棒とプルトニウムを富化しないウラン
燃料棒とを有するＭＯＸ燃料集合体である原子炉の炉心
において、前記ＭＯＸ燃料集合体は酸化プルトニウム富
化度が異なる複数種類のＭＯＸ燃料棒を有し、異なるＭ
ＯＸ燃料集合体の同一酸化プルトニウム富化度のＭＯＸ
燃料棒同士の少なくとも一部では、核***性プルトニウ
ム富化度のより低いＭＯＸ燃料棒のＵ-235濃縮度が核分
裂性プルトニウム富化度のより高いＭＯＸ燃料棒のＵ-2
35濃縮度より高く、さらに異なるＭＯＸ燃料集合体同士
で前記ウラン燃料棒の平均Ｕ−235濃縮度が実質的に等
しく設定されてなることを特徴とする原子炉の炉心。 - 【請求項２】 プルトニウムを富化したＭＯＸ燃料棒と
プルトニウムを富化しないウラン燃料棒とを有するＭＯ
Ｘ燃料集合体を少なくとも一部に含む燃料集合体群であ
って、前記ＭＯＸ燃料集合体は酸化プルトニウム富化度
が異なる複数種類のＭＯＸ燃料棒を有し、異なるＭＯＸ
燃料集合体の同一酸化プルトニウム富化度のＭＯＸ燃料
棒の少なくとも一部では、核***性プルトニウム富化度
のより低いＭＯＸ燃料棒のＵ-235濃縮度が核***性プル
トニウム富化度のより高いＭＯＸ燃料棒のＵ-235濃縮度
より高く、さらに異なるＭＯＸ燃料集合体同士で前記ウ
ラン燃料棒の平均Ｕ−235濃縮度が実質的に等しく設定
されてなることを特徴とする燃料集合体群。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP03296955A JP3130602B2 (ja) | 1991-11-13 | 1991-11-13 | 原子炉の炉心および燃料集合体群 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP03296955A JP3130602B2 (ja) | 1991-11-13 | 1991-11-13 | 原子炉の炉心および燃料集合体群 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05134074A JPH05134074A (ja) | 1993-05-28 |
| JP3130602B2 true JP3130602B2 (ja) | 2001-01-31 |
Family
ID=17840351
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP03296955A Expired - Fee Related JP3130602B2 (ja) | 1991-11-13 | 1991-11-13 | 原子炉の炉心および燃料集合体群 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3130602B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP3318210B2 (ja) * | 1996-08-28 | 2002-08-26 | 株式会社日立製作所 | Ｍｏｘ燃料集合体及び炉心 |
-
1991
- 1991-11-13 JP JP03296955A patent/JP3130602B2/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH05134074A (ja) | 1993-05-28 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP3130602B2 (ja) | 原子炉の炉心および燃料集合体群 | |
| JP2886555B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
| JP3124046B2 (ja) | 軽水炉の燃料集合体群 | |
| JPS6361990A (ja) | 燃料集合体 | |
| JP3485956B2 (ja) | 原子炉炉心およびその燃料集合体 | |
| JPH05232276A (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JP2942622B2 (ja) | 原子炉用燃料集合体 | |
| JP3037712B2 (ja) | 原子炉用燃料集合体の製造方法 | |
| JP3943624B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JP3441149B2 (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JP2852101B2 (ja) | 原子炉の炉心及び燃料の装荷方法 | |
| Hanayama et al. | Effective utilization of weapon-grade plutonium to upgrade repeatedly-reprocessed mixed-oxide fuel for use in pressurized water reactors | |
| JP3135644B2 (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JPH0886894A (ja) | Ｍｏｘ燃料集合体 | |
| JPH0545482A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH02232595A (ja) | 沸騰水型原子炉の燃料装荷方法 | |
| JPH05323072A (ja) | 加圧水型原子炉用燃料集合体 | |
| JPH1039070A (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JPH07333374A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH0868886A (ja) | Ｐｗｒ用ｍｏｘ燃料集合体 | |
| JP2021117125A (ja) | Ｍｏｘ燃料集合体 | |
| Märkl et al. | Advanced core and fuel design for light water reactors | |
| Hamel et al. | Atomic Energy of Canada Limited | |
| Nagano et al. | Basic evaluation on nuclear characteristics of BWR high burnup MOX fuel and core | |
| JPS6312270B2 (ja) |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20071117 Year of fee payment: 7 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20081117 Year of fee payment: 8 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20091117 Year of fee payment: 9 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20101117 Year of fee payment: 10 |
|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |