JPH04122887A - Fuel assembly - Google Patents
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- JPH04122887A JPH04122887A JP2242386A JP24238690A JPH04122887A JP H04122887 A JPH04122887 A JP H04122887A JP 2242386 A JP2242386 A JP 2242386A JP 24238690 A JP24238690 A JP 24238690A JP H04122887 A JPH04122887 A JP H04122887A
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Abstract
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、沸騰水型原子炉に用いる燃料集合体に係り、
特に、燃料集合体内の出力分布平坦化に好適な燃料集合
体に関する。[Detailed Description of the Invention] [Industrial Application Field] The present invention relates to a fuel assembly used in a boiling water nuclear reactor,
In particular, the present invention relates to a fuel assembly suitable for flattening the power distribution within the fuel assembly.
一般に、沸騰水型原子炉では、チャンネルボックスの中
に複数の燃料棒が配置され、チャンネルボックスの外に
は、沸騰していないギャップ水が存在する。従って、こ
のギャップ水の周辺では、局所的に中性子減速の良い状
態が生じ、中性子スペクトルが軟くなっている。Generally, in a boiling water reactor, a plurality of fuel rods are arranged in a channel box, and non-boiled gap water exists outside the channel box. Therefore, around this gap water, a state of good neutron moderation occurs locally, and the neutron spectrum becomes soft.
一方、核***性プルトニウム、例えば、２８θＰｕは第
２図に示すように、熱エネルギ領域（１ｅＶ以下）の核
***断面積の、それよりエネルギの高い領域における核
***性断面積に対する比が、第３図に示した２８６Ｕ
に比べて大きい。従って、現行の熱中性子炉にプルトニ
ウム燃料を用いた場合、ウラン燃料を用いた場合に比べ
てギャップ水に近い周辺部の燃料の出力が大きくなり易
い。On the other hand, for fissile plutonium, such as 28θPu, as shown in Figure 2, the ratio of the fission cross section in the thermal energy region (1 eV or less) to the fissile cross section in the higher energy region is as shown in Figure 3. 286U shown
larger than. Therefore, when plutonium fuel is used in the current thermal neutron reactor, the output of the fuel in the peripheral area near the gap water tends to be larger than when uranium fuel is used.
この問題を解決し、出力分布平坦化を実現する従来の手
段は、例えば、特開昭６０−１４７６８５号公報が挙げ
られる。これは、出力のピークが生じ易い周辺部の燃料
の核***性プルトニウム富化度を他の領域の燃料より低
くシ、出力分布の平坦化を図るものである。Conventional means for solving this problem and realizing flattening of the output distribution include, for example, Japanese Patent Laid-Open No. 147685/1985. This is intended to flatten the power distribution by lowering the fissile plutonium enrichment of the fuel in the peripheral region, where power peaks tend to occur, than in the fuel in other regions.
しかし、上記従来技術は、中性子スペクトルが硬い燃料
集合体の中央部分に相対的に核***性プルトニウム富化
度の高い燃料を用いているため、次のような問題が生じ
る。すなわち、中央部分では、中性子スペクトルが周辺
部に比べて硬いため、燃焼が進みにくく、燃焼末期では
、核***性物質が周辺部より多く残存しており、また、
親物質（例えば２８δＵ）の転換により核***性物質（
例えば２３［１ｐｕ）が多く生成している。このように
、中央部には周辺部より多くの核***性物質が存在する
ために、燃焼の末期では、出力は中央部分にピークをも
つ分布となる。また、中央部分に多くの核***性物質が
燃え残ることになり、燃料経済性という観点からは好ま
しくない。However, the above-mentioned conventional technology uses fuel with relatively high fissile plutonium enrichment in the central portion of the fuel assembly, which has a hard neutron spectrum, and therefore the following problems occur. In other words, in the central part, the neutron spectrum is harder than in the peripheral part, so combustion is difficult to proceed, and at the end of combustion, more fissile material remains than in the peripheral part.
By converting the parent material (e.g. 28δU), fissile material (
For example, a large amount of 23 [1 pu) is generated. In this way, since there is more fissile material in the center than in the periphery, at the final stage of combustion, the power distribution has a peak in the center. Further, a large amount of fissile material remains in the central portion, which is unfavorable from the viewpoint of fuel economy.
本発明の目的は、燃料の経済性を悪化させることなく、
燃料集合体体内の出力分布の平坦化を図ることにある。The purpose of the present invention is to: without deteriorating fuel economy;
The purpose is to flatten the power distribution within the fuel assembly.
〔課題を解決するための手段〕
上記目的は、燃焼初期に出力の高くなる周辺部に、２３
７Ｎｐ を含む燃料を用いることにより、達成される。[Means for solving the problem] The above purpose is to provide 23
This is achieved by using a fuel containing 7Np.
２３７ＮＰ は、２３５Ｕ 、 ２３９ ｐ ｕに比べ
核***断面積が非常に小さく核***性物質ではないが、
中性子を吸収して２８８Ｎｐ となり、半減期２．１２
日で２３８ｐｕ となる。さらに ！３８ｐｕ は、中
性子を吸収して核***性核種である２３９ｐｕ へと変
換する。また１代表的な親物質である２８８Ｕの熱中性
子に対する捕獲断面積が２．７バーンであるのに対して
、２８７Ｎｐ の熱中性子に対する捕獲断面積は１６
９バーン、２ａｓｐｕ のそれは５４７バーンであり、
２３８Ｕ より二桁大きい。このため、１Ｌ３７Ｎｐ
を含む燃料は、２３７ Ｎ Ｐ を含まない燃料に
比べて、中性子増倍率が小さくなり、転換比が大きくな
る。また、この効果は、熱エネルギ領域での反応の割合
が大きいほど、すなわち、中性子スペクトルが軟らかな
いほど大きくなる。237NP has a much smaller fission cross section than 235U and 239 pu and is not a fissile material, but
Absorbs neutrons and becomes 288Np, half-life 2.12
That's 238 pu per day. moreover ! 38pu absorbs neutrons and converts into 239pu, a fissile nuclide. Furthermore, the capture cross section for thermal neutrons of 288U, a typical parent material, is 2.7 burns, while the capture cross section for thermal neutrons of 287Np is 16 burns.
9 burns, 2 aspu's is 547 burns,
Two orders of magnitude larger than 238U. Therefore, 1L37Np
A fuel containing 237 N P has a smaller neutron multiplication factor and a larger conversion ratio than a fuel that does not contain 237 N P . Moreover, this effect becomes larger as the proportion of reaction in the thermal energy region increases, that is, as the neutron spectrum becomes less soft.
従って、２３７ＮＰ を含む燃料を、ギャップ水に近く
中性子スペクトルが軟くなっている燃料集合体の周辺部
の燃料に用いることにより、燃焼の初期に出力が高くな
る傾向のある周辺部の燃料の出力を低くすることができ
、周辺部の核***性プルトニウム富化度を低くすること
なく燃料集合体内の出力分布の平坦化を図ることができ
る。また、相対的に中央部の燃料の核***性プルトニウ
ム富化度を高くしないので、前述のように、燃料経済性
を悪化させないですむ。さらに、２３７ Ｎ Ｐ を
用いることにより、燃焼初期の中性子増倍率が低くなる
ので、余剰反応度低減にも役立つ。Therefore, by using fuel containing 237NP as fuel in the periphery of the fuel assembly, where the neutron spectrum is soft near the gap water, the output of the fuel in the periphery, where the output tends to be high in the early stage of combustion, can be increased. This makes it possible to flatten the power distribution within the fuel assembly without lowering the fissile plutonium enrichment in the periphery. Furthermore, since the fissile plutonium enrichment of the central fuel is not relatively high, the fuel economy does not deteriorate as described above. Furthermore, by using 237 N P , the neutron multiplication factor at the initial stage of combustion becomes low, which is also useful for reducing excess reactivity.
また、上述のように、Ｚ ｉ５７ Ｎ Ｐ は、中性
子を吸収して、二段階の反応で２ｊ１９ｐｕ へと転換
し、また、２３７Ｎｐ を用いると転換比が増大する
から、燃焼に伴う中性子無限増倍率の低下の割合は、２
１１７Ｎｐ を用いない燃料に比べて小さくなり、燃
焼末期には、中性子無限増倍率の値はほぼ等しくなる。In addition, as mentioned above, Z i57 N P absorbs neutrons and converts them into 2j19 pu in a two-step reaction, and since the conversion ratio increases when 237 Np is used, the neutron infinite multiplication factor due to combustion The rate of decline is 2
The value of the infinite neutron multiplication factor becomes smaller than that of a fuel that does not use 117Np, and at the end of combustion, the values of the infinite neutron multiplication factor become almost equal.
従って、！３７Ｎｐ を用いた場合でも、２３７Ｎｐ
を用いない場合と同じだけの燃焼度が得られ、燃料経済
性を損なうことはない。Therefore,! Even when using 37Np, 237Np
The same burnup can be obtained as without using it, without compromising fuel economy.
一方、２８７Ｎｐ は、半減期が約２×１０♂年と非常
に長く、また、人間の体内許容量が１０μｇと非常に少
ないので、廃棄物として処理するのは危険である。従っ
て、２８７ Ｎ Ｐ をプルトニウムと一緒にリサイ
クルすることは、２３７Ｎｐ の拡散の防止にも役立つ
。On the other hand, 287Np has a very long half-life of approximately 2×10♂ years, and the human body can tolerate a very small amount of 10 μg, so it is dangerous to dispose of it as waste. Therefore, recycling 287Np together with plutonium also helps prevent the diffusion of 237Np.
以下１本発明の燃料集合体を実施例を用いて説明する。 EMBODIMENT OF THE INVENTION Below, a fuel assembly of the present invention will be explained using an example.
第１図は、本発明の燃料集合体の第一の実施例を示した
ものである。本実施例では、燃料集合体１は四角形状を
しており、チャンネルボックス２、四本の燃料棒３．５
６本の燃料棒４と二本の水ロッド５とから成っている。FIG. 1 shows a first embodiment of the fuel assembly of the present invention. In this embodiment, the fuel assembly 1 has a rectangular shape, includes a channel box 2, four fuel rods 3.5
It consists of six fuel rods 4 and two water rods 5.
また、本燃料集合体の水対燃料体積比は３．４ で、中
性子スペクトルの軟らかい体系である。燃料棒３は、１
．６％の２３７Ｎｐ を含むプルトニウム燃料を装荷し
たもの、また、燃料棒４は、２３７Ｎｐ を含まないプ
ルトニウム燃料を装荷したものである。なお、２３５Ｕ
の濃縮度、核***性プルトニウム富化度は、燃料棒３
．４とも、それぞれ１ 、３ ｗ ／ ｏ 、 ２ 、
５ ｗ ／ 。In addition, the water to fuel volume ratio of this fuel assembly is 3.4, and it has a soft neutron spectrum. Fuel rod 3 is 1
．． The fuel rod 4 is loaded with plutonium fuel containing 6% 237Np, and the fuel rod 4 is loaded with plutonium fuel that does not contain 237Np. In addition, 235U
The enrichment level and fissile plutonium enrichment level are as follows: fuel rod 3
．． 4, respectively 1, 3 w/o, 2,
5w/.
である。It is.
本実施例では、ギャップ水に近い周辺部の燃料のうち、
最も出力が高くなり易いコーナ部の燃料に、２δ７Ｎｐ
を含んだ燃料を用いることにより、そこでの中性子吸
収を大きくし、出力を低減している。その往来、燃料集
合体内の出力ビーキングが約０．０３小さくなり、出力
分布を改善する効果がある。また、中央部の核***性プ
ルトニウム富化度を高めないので、燃料の経済性を損な
うことがない。In this example, out of the fuel in the peripheral area near the gap water,
2δ7Np for the fuel at the corner where the output tends to be the highest
By using fuel containing , the absorption of neutrons is increased and the output is reduced. As a result, the power peaking within the fuel assembly is reduced by about 0.03, which has the effect of improving the power distribution. Furthermore, since the enrichment of fissile plutonium in the central portion is not increased, fuel economy is not impaired.
第４図に、本燃料集合体における燃焼初期でのボイド率
と中性子無限増倍率の関係を示す。図に示したように、
’１Ｂ７Ｎｐ を含む燃料を用いることにより、！”Ｎ
ｐ を含まない燃料のみで構成した燃料集合体に比べ
、燃焼初期での中性子無限増倍率を約１．４％八に小さ
くすることができる。この結果、余剰反応度を低減する
こともできる。FIG. 4 shows the relationship between the void fraction and the infinite neutron multiplication factor at the initial stage of combustion in this fuel assembly. As shown in the figure,
By using fuel containing '1B7Np! ”N
Compared to a fuel assembly composed only of fuel that does not contain p, the infinite neutron multiplication factor at the initial stage of combustion can be reduced to about 1.4%. As a result, excess reactivity can also be reduced.
第５図は、本燃料集合体におけも燃焼初期でのボイド率
と燃料集合体平均の転換比の関係を示す。FIG. 5 shows the relationship between the void ratio at the initial stage of combustion and the fuel assembly average conversion ratio in this fuel assembly as well.
図に示すように、２ Ｂ ７ Ｎ Ｐ を含む燃料を
用いることにより、ｊＺＪ１７ＮＰ を含まない燃料
のみで構成した燃料集合体に比べ、燃料集合体平均の転
換比を約３．１％大きくすることができる。この結果、
２３９ｐｕ などの核***性核種への転換を促進するこ
とができ、燃焼による中性子無限増倍率の低下の割合を
小さくできる。これにより、燃焼末期に、２３７ Ｎ
Ｐ を用いない場合と同程度の反応度が得られる。As shown in the figure, by using fuel containing 2 B 7 N P , the average conversion ratio of the fuel assembly can be increased by about 3.1% compared to a fuel assembly composed only of fuel that does not contain jZJ17NP. I can do it. As a result,
Conversion to fissile nuclides such as 239pu can be promoted, and the rate of decrease in the infinite neutron multiplication factor due to combustion can be reduced. As a result, at the end of combustion, 237 N
A reactivity comparable to that obtained without P is obtained.
第６図は、本発明になる燃料集合体の第二の実施例を示
す図である。本実施例の燃料集合体は、四本の燃料棒６
と５６本の燃料棒７で構成されている。燃料棒６は、下
部１／３の領域に１．７ｗ１０の２８７Ｎｐ を含むプ
ルトニウム燃料９を、上部２／３の領域に１ 、６ ｗ
／ ｏ の２３７Ｎｐ を含むプルトニウム燃料８
を装荷したものであり、燃料棒７は、下部１／３の領域
に０．１ｗ１０ のＺ３７Ｎｐ を含むプルトニウム燃
料１１を、上部２／３の領域に２３７Ｎｐ を含まない
プルトニウム燃料１０を装荷したものである。なお、プ
ルトニウム燃料８〜１１の２８５Ｕ の濃縮度を核***
性プルトニウム富化度は、それぞれ１．３ｗ１０，２．
５ｗ１０である。FIG. 6 is a diagram showing a second embodiment of the fuel assembly according to the present invention. The fuel assembly of this embodiment has four fuel rods 6
and 56 fuel rods 7. The fuel rod 6 has a plutonium fuel 9 containing 1.7W10 of 287Np in the lower 1/3 region, and 1.6 W of plutonium fuel 9 in the upper 2/3 region.
Plutonium fuel containing 237Np /o8
The fuel rod 7 is loaded with plutonium fuel 11 containing 0.1w10 Z37Np in the lower 1/3 region and plutonium fuel 10 not containing 237Np in the upper 2/3 region. be. The fissionable plutonium enrichment of 285U of plutonium fuels 8 to 11 is 1.3w10 and 2.3w10, respectively.
It is 5w10.
ところで、燃料軸方向下部では、ボイド率が低く、上部
に比べて中性子スペクトルが軟らかなっている。そのた
め、軸方向の出力分布は下部にピークをもつ。本実施例
では、この点を考慮して、軸方向下部での”８７Ｎｐ
の含有割合を多くした。Incidentally, in the lower part of the fuel axis, the void ratio is low and the neutron spectrum is softer than in the upper part. Therefore, the axial power distribution has a peak at the bottom. In this embodiment, taking this point into consideration, the 87Np
The content ratio was increased.
これにより、軸方向の出力分布をも改善することができ
る。This also makes it possible to improve the power distribution in the axial direction.
第７図は、本発明になる燃料集合体の第三の実施例を示
す図である。本実施例の燃料集合体は、四本の燃料棒１
２．２４本の燃料棒１３と３４本の燃料棒１４で構成様
れている。燃料棒１２は、１．６ｗ１０ の２８”ｌ
Ｎ Ｐを含む濃縮度３．Ｏｗ／。FIG. 7 is a diagram showing a third embodiment of the fuel assembly according to the present invention. The fuel assembly of this example has four fuel rods 1
2. It is composed of 24 fuel rods 13 and 34 fuel rods 14. The fuel rod 12 is 28"l of 1.6w10
Concentration including N P 3. Ow/.
のウラン燃料を装荷したもの、燃料棒１３は、”７Ｎｐ
を含まない濃縮度３．０ｗ１０ のウラン燃料を
装荷したもの、燃料棒１４は、２８７Ｎｐ を含まない
富化度３．５ｗ１０ のプルトニウム燃料を装荷した
ものである。なお、プルトニウムは天然ウランに富化し
ている。The fuel rod 13 loaded with uranium fuel is 7Np.
The fuel rod 14 is loaded with uranium fuel having an enrichment of 3.0w10 and does not contain 287Np, and the fuel rod 14 is loaded with plutonium fuel having an enrichment of 3.5w10 and not containing 287Np. Furthermore, plutonium is enriched in natural uranium.
本実施例では、出力ビーキング低減のために。In this embodiment, this is done to reduce output peaking.
ギャップ水に近い周辺部の燃料にウラン燃料を用いてい
る。しかし、この場合でも、プルトニウム燃料を用いた
場合と同様に、コーナ部の燃料に出力のピークが生じ易
い。この点を考慮して、本実施例では、コーナ部に２３
７ Ｎ Ｐ を含むウラン燃料を用いた。これにより
、出力分布をより平坦化できる。Uranium fuel is used for fuel in the surrounding area near the gap water. However, even in this case, as in the case of using plutonium fuel, output peaks tend to occur in the fuel at the corners. Taking this point into consideration, in this embodiment, 23
Uranium fuel containing 7 N P was used. This makes it possible to further flatten the output distribution.
本発明によれば、ギャップ水に近い周辺部に！３７Ｎｐ
を含む燃料を用いることにより、燃料集合体内の出
力分布の平坦化を図ることができる。According to the invention, in the vicinity of the gap near the water! 37Np
By using fuel containing , it is possible to flatten the power distribution within the fuel assembly.
第１図は本発明の燃料集合体の第一の実施例の平面図、
第２図は中性子エネルギと２３９ｐｕ の核***断面積
の関係を示す説明図、第３図は中性子エネルギと２８５
Ｕの核***断面積の関係を示す説明図、第４図は第一の
実施例におけるボイド率と中性子無限増倍率の関係を示
す説明図、第５図は第一の実施例におけるボイド率と転
換比の関係を示す説明図、第６図、第７図は本発明の燃
料集合体の第二、第三の実施例を示す説明図である。
１・・・燃料集合体、２・・・チャンネルボックス、３
１、．６ｗ１０ の２８７Ｎ Ｐ を含むプルトニ
ウム燃料を装荷した燃料棒、４・・・２３７ＮＰ を含
まないプルトニウム燃料を装荷した燃料棒、５・・・水
ロッド、６・・・燃料棒、７・・・燃料棒、８・・・１
．６ｗ１０ のＺ３７Ｎｐ を含むプルトニウム燃
料、９・・１．７ｗ１０の２１１７Ｎｐ を含むプル
トニウム燃料、１０・・・１２３７Ｎｐ を含まない
プルトニウム燃料、１１・・・０．１ｗ１０ のＬ
８７ Ｎ Ｐ を含むプルトニウム燃料、１２−１．
６ｗ１０ の２１１７Ｎｐ を含むウラン燃料を装荷
した燃料棒、１３・・・２３７Ｎｐ を含まないウラン
燃料を装荷した燃料棒、１４・・・２８７Ｎｐ を含ま
ないプルトニウム燃料を装荷した燃料棒。
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ム
必
沸軒坏を
橘Ｐｒｌ＋７FIG. 1 is a plan view of a first embodiment of the fuel assembly of the present invention;
Figure 2 is an explanatory diagram showing the relationship between neutron energy and the fission cross section of 239 pu, and Figure 3 is an explanatory diagram showing the relationship between neutron energy and the fission cross section of 285 pu.
An explanatory diagram showing the relationship between the nuclear fission cross section of U, Figure 4 is an explanatory diagram showing the relationship between the void fraction and the infinite neutron multiplication factor in the first example, and Figure 5 is an explanatory diagram showing the relationship between the void fraction and the infinite neutron multiplication factor in the first example. FIGS. 6 and 7 are explanatory diagrams showing the relationship of ratios, and are explanatory diagrams showing second and third embodiments of the fuel assembly of the present invention. 1...Fuel assembly, 2...Channel box, 3
1. Fuel rod loaded with plutonium fuel containing 287NP of 6w10, 4... Fuel rod loaded with plutonium fuel not containing 237NP, 5... Water rod, 6... Fuel rod, 7... Fuel rod , 8...1
．． Plutonium fuel containing Z37Np of 6w10, plutonium fuel containing 2117Np of 9...1.7w10, plutonium fuel not containing 10...1237Np, L of 11...0.1w10
Plutonium fuel containing 87 NP, 12-1.
A fuel rod loaded with uranium fuel containing 2117Np of 6w10, a fuel rod loaded with uranium fuel not containing 13...237Np, and a fuel rod loaded with plutonium fuel not containing 14...287Np. Kayazuri 7) Kurotsudo No. 4 Ichi 4 Iko Eneru 7 (e V) Hatoki Chu 411 Lies. (eV) Taku “4 Must 2θ 1θ 4) Happiness (7-) 2θ 4σ Vod 4 Do (-4) 8θ Kusamu Beshutsu Eken wa Tachibana Prl+7
Claims (1)
燃料の一部または全部として装荷する燃料集合体におい
て、 プルトニウムと同時に＾２＾３＾７Ｎｐをリサイクルし
、かつ、前記燃料集合体内の燃料を外側から一層目の燃
料とその他の燃料とに分けたとき、＾２＾３＾７Ｎｐの
平均の含有割合が外側の燃料で大きくなるように構成し
たことを特徴とする燃料集合体。[Claims] 1. In a fuel assembly loaded with plutonium obtained by reprocessing spent fuel as part or all of the fuel, ^2^3^7Np is recycled simultaneously with plutonium, and The fuel assembly is characterized in that when the fuel in the fuel assembly is divided into the first layer fuel and other fuels from the outside, the average content ratio of ^2^3^7Np is larger in the outer fuel. fuel assembly.
Priority Applications (1)
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Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04122887A (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2693023A1 (en) * | 1992-06-26 | 1993-12-31 | Framatome Sa | Fuel assembly containing plutonium and reactor core using such an assembly. |
| US9539966B2 (en) | 2012-12-07 | 2017-01-10 | Toyota Jidosha Kabushiki Kaisha | Vehicle body front section structure |
-
1990
- 1990-09-14 JP JP2242386A patent/JPH04122887A/en active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2693023A1 (en) * | 1992-06-26 | 1993-12-31 | Framatome Sa | Fuel assembly containing plutonium and reactor core using such an assembly. |
| BE1008202A3 (en) * | 1992-06-26 | 1996-02-13 | Framatome Sa | Fuel assembly containing plutonium and heart of reactor using such assembly. |
| US9539966B2 (en) | 2012-12-07 | 2017-01-10 | Toyota Jidosha Kabushiki Kaisha | Vehicle body front section structure |
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