JPS60146183A - Fuel aggregate - Google Patents
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- JPS60146183A JPS60146183A JP59001992A JP199284A JPS60146183A JP S60146183 A JPS60146183 A JP S60146183A JP 59001992 A JP59001992 A JP 59001992A JP 199284 A JP199284 A JP 199284A JP S60146183 A JPS60146183 A JP S60146183A
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、燃料集合体に係り、特に沸騰水型原子炉に用
いるのに好適な燃料集合体に関するものである。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Field of Application of the Invention] The present invention relates to a fuel assembly, and particularly to a fuel assembly suitable for use in a boiling water nuclear reactor.
従来の沸騰水型原子炉では、平均的３型童％の濃縮ウラ
ンを有する燃料集合体を取シ出し燃焼度が約３０ＧＷｄ
／ｍ ｔになるまで燃焼させている。In a conventional boiling water reactor, a fuel assembly containing enriched uranium with an average type 3% concentration is extracted and the burnup is approximately 30 GWd.
/mt.
従来の燃料集合体の例を第１図に示す。燃料集合体３は
、複数の燃料棒１およびチャンネルボックス２から構成
される。制御棒４或いは中性子検出器計装管５は、燃料
集合体３を炉心に装荷した状態で燃料集合体３間に配置
されている。このため、各燃料集合体３の間隔は、制御
棒４等の装置が挿入されるだけ広げられ、周囲は冷却水
で満たされている。燃料棒１の上下端は、上部および下
部タイグレートに支持される。チャンネルボックス２は
、上部タイプレートに固定され、燃料棒１の束を取シ囲
んでいる。６はウォータロッド、７は冷却材の流れる冷
却材領域である。冷却材は、チャンネルボックス２内を
下方より上方に向って流れる。An example of a conventional fuel assembly is shown in FIG. The fuel assembly 3 is composed of a plurality of fuel rods 1 and a channel box 2. The control rods 4 or the neutron detector instrumentation tubes 5 are arranged between the fuel assemblies 3 with the fuel assemblies 3 loaded in the reactor core. For this reason, the interval between each fuel assembly 3 is widened to the extent that devices such as the control rods 4 are inserted, and the periphery thereof is filled with cooling water. The upper and lower ends of the fuel rod 1 are supported by upper and lower tie plates. A channel box 2 is fixed to the upper tie plate and surrounds the bundle of fuel rods 1. 6 is a water rod, and 7 is a coolant region through which coolant flows. The coolant flows inside the channel box 2 from the bottom to the top.
燃焼に伴って炉心内では
（１）核***性物質（ウラン２３５．プルトニウム２３
９．プルトニウム２４１）の消耗、（ｉｉ）燃料親物質
（ウラン２３８．プルトニウム２４０）の核***性物質
への変換、及び（ｉｉｉ ）核***生成物の蓄積、とい
う現象が起っている。核***性物質及び燃料親物質を核
燃料物質という。燃焼に伴なうウラン２３５の重量割合
の変化の一例を第２図に示す。図に示すように、使用済
み燃料には、約０．８重量％のウラン２３５がまだ含ま
れている。During combustion, (1) fissile materials (uranium-235, plutonium-23
9. The following phenomena occur: depletion of plutonium-241), (ii) conversion of parent fuel material (uranium-238.plutonium-240) into fissile material, and (iii) accumulation of fission products. Fissile material and fuel parent material are called nuclear fuel material. FIG. 2 shows an example of a change in the weight percentage of uranium-235 due to combustion. As shown, the spent fuel still contains approximately 0.8% by weight of uranium-235.
したがって、ウラン資源を有効に活用する方法として使
用済み燃料を再処理して得られる回収ウラン（以下回収
ウランと略記する）を再び、濃縮プラントへ供給し、必
要な濃度にまで濃縮して燃料として再使用することが考
えられる。しかし、回収ウランを再濃縮し、Ｕ ０２燃
料として再使用する場合には次のような問題点がある。Therefore, as a method to effectively utilize uranium resources, recovered uranium obtained by reprocessing spent fuel (hereinafter abbreviated as recovered uranium) is again supplied to an enrichment plant, where it is enriched to the required concentration and used as fuel. It is possible to reuse it. However, there are the following problems when re-enriching the recovered uranium and reusing it as U02 fuel.
原子炉の中で燃焼が進むにつれウラン２３５は、上記（
１）に示したように核***反応によシ消耗すると共に、
熱中性子を吸収してウラン２３６へ変換される。さらに
ウラン２３６に中性子が吸収されると、ひき続くβ崩壊
によってネプツニウム２３７が生成される。ウラン２３
６．ネプツニウム２３７重値割合の変化の一例を第３図
に示すっけ、約０．４重量％のウラン２３６．約０．０
３重量％のネプツニウム２３７が含まれている。ウラン
２３６、ネプツニウム２３７はともに中性子の吸収体で
アリ、熱中性子に対する吸収断面積は２２００ｍ／ｓｅ
ｏの中性子に対し、ウラン２３８が２．７バーンである
のに比べ、ウラン２３６が５．２バーン、ネプツニウム
２３７が１７０バーント大きい。As combustion progresses in a nuclear reactor, uranium-235 is
As shown in 1), as well as being consumed by nuclear fission reactions,
It absorbs thermal neutrons and is converted to uranium-236. Furthermore, when neutrons are absorbed by uranium-236, neptunium-237 is produced by subsequent β-decay. uranium-23
6. Figure 3 shows an example of the change in the weight ratio of neptunium-237, about 0.4% by weight of uranium-236. Approximately 0.0
Contains 3% by weight of neptunium 237. Both uranium-236 and neptunium-237 are neutron absorbers, and their absorption cross section for thermal neutrons is 2200 m/sec.
o neutrons, uranium-238 has 2.7 burnts, uranium-236 has 5.2 burnts, and neptunium-237 has 170 burnts.
しだがって回収ウランから得られるＵ ０２燃料を利用
する場合は、含まれるウラン２３６の濃度に対応した反
応度低下（反応度ペナルティ−）が生じる。これを解消
するには、ウラン２３５の濃度を高めなければならなく
、それだけ新しい天然ウランが必要になる。これではウ
ラン資源の有効利用に反する結果となる。Therefore, when U 02 fuel obtained from recovered uranium is used, a reduction in reactivity (reactivity penalty) occurs corresponding to the concentration of uranium 236 contained. To solve this problem, the concentration of uranium-235 must be increased, which requires new natural uranium. This results in the opposite of effective use of uranium resources.
ウラン２３６の濃度は、再濃縮プラントにおける回収ウ
ランと天然ウランの供給比率によって決定されるが、必
要な天然ウラン量を減少するために回収ウランの使用吋
を増大すれば、ＵＵ２燃別に含まれるウラン２：う６の
総量は、増大する。その結果、反１６１Ｍｌペナルティ
−の効果も増大する。The concentration of uranium-236 is determined by the supply ratio of recovered uranium and natural uranium in the re-enrichment plant, but if the use of recovered uranium is increased to reduce the amount of natural uranium required, the uranium contained in the UU2 combustion 2: The total amount of 6 increases. As a result, the effect of the anti-161Ml penalty also increases.
本発明の目的は、上記の事項を考慮し、必要な天然ウラ
ン咄、を減少できる燃料果合体を提供することにある。An object of the present invention is to provide a fuel assembly that can reduce the amount of natural uranium required in consideration of the above-mentioned matters.
本発明の特徴は、ト”＠Ｉｓ饋域に存在する回収ウラン
の量を、上部領域に存在する回収ウランの量よシも大き
くしたことにある。A feature of the present invention is that the amount of recovered uranium present in the upper region is greater than the amount of recovered uranium present in the upper region.
本発明は、回収ウランの反応度ペナルティ−の現象を詳
細に検討した結果に基づいてなされたものである。その
検討結果を以下に説明する。The present invention was made based on the results of detailed study of the phenomenon of reactivity penalty of recovered uranium. The results of this study will be explained below.
ウラン２３５の濃度が同じ場合のウラン２３６の重量割
合と反応度ペナルティ−の関係を第４図に示す。FIG. 4 shows the relationship between the weight proportion of uranium-236 and the reactivity penalty when the concentration of uranium-235 is the same.
反応度ペナルティ−はウラン２３６の濃度には比例せず
、ウラン２３６の濃度が高いほど、ウラン２３６の１原
子あたりの反応度ペナルティ−が小さくなっている。こ
れは、ウラン２３６の共鳴吸収における自己遮蔽効果が
大きいためである。したがって、同量の回収ウランを用
いるとき（Ｕ０２燃料に同量のウラン２３６が含まれて
いる場合）は、ウラン２３６を局在させる方が、反応度
ペナルティ−を小さくできることになる。ウラン２３６
は、天然ウランにはほとんど含まれていなく、回収ウラ
ンに多く含まれているう回収ウランとは、使用済の燃料
のウランであり、好ましくは使用済燃料を再処理するこ
とによって得られる核燃料物質である。The reactivity penalty is not proportional to the concentration of uranium-236, and the higher the concentration of uranium-236, the smaller the reactivity penalty per atom of uranium-236. This is because uranium-236 has a large self-shielding effect in resonance absorption. Therefore, when using the same amount of recovered uranium (when the U02 fuel contains the same amount of uranium 236), the reactivity penalty can be reduced by localizing the uranium 236. uranium 236
Recovered uranium is uranium from spent fuel, and is preferably nuclear fuel material obtained by reprocessing spent fuel. It is.
第５図は、水素対ウラン原子数比と、ウラン２３６によ
る反応度低下の関係を示したものである。図よシ水素対
ウラン原子数比が増加（集合体平均のボイド率が減少）
するほど、反応度ペナルティーが減少することがわかる
。ボイド率０％（図中のＡ点）を基準にすると、ボイド
率７０％（図中のＢ点）では、反応度ペナルティ−が約
３５％も増大する。沸騰水型原子炉の中性子スペクトル
では、ウラン２３６の中性子吸収は、共鳴エネルギー領
域が中心でβる。第６図に共鳴エネルギー領域中性子束
対熱中性子束比１０および高速エネルギー束対熱中性子
束比１１を示す。これによると、水素対ウラン原子数比
が増加（ボイド率が減少）すると、熱中性子束に対する
共鳴エネルギー領域の中性子束の比（第６図の１０）が
減少する。反応度ペナルティ−は、共鳴エネルギー領域
でのウラン２３５の核***量にほぼ比例するため第５図
に示すように、ウラン２３６の反応度ペナルティ−は、
水対ウラン原子数比が増加するに従って減少することに
なる。第６図のＡ、Ｂは第５図と同様、燃料集合体平均
のボイド率Ｏ％。FIG. 5 shows the relationship between the hydrogen to uranium atomic ratio and the reduction in reactivity due to uranium-236. Figure: The ratio of hydrogen to uranium atoms increases (the average void fraction of the aggregate decreases)
It can be seen that the more the reactivity penalty decreases. When the void rate is 0% (point A in the figure) as a reference, the reactivity penalty increases by about 35% at a void rate of 70% (point B in the figure). In the neutron spectrum of a boiling water reactor, the neutron absorption of uranium-236 is centered around the resonance energy region. FIG. 6 shows the resonance energy region neutron flux to thermal neutron flux ratio 10 and the fast energy flux to thermal neutron flux ratio 11. According to this, when the ratio of hydrogen to uranium atoms increases (the void fraction decreases), the ratio of neutron flux in the resonance energy region to thermal neutron flux (10 in FIG. 6) decreases. Since the reactivity penalty is approximately proportional to the amount of fission of uranium-235 in the resonance energy region, as shown in Figure 5, the reactivity penalty of uranium-236 is
It will decrease as the water to uranium atomic ratio increases. Similar to FIG. 5, A and B in FIG. 6 indicate the average void ratio of the fuel assembly, 0%.
７０％の点を示す。The 70% point is shown.
以上より、ウラン２３６の反応度ペナルティ−を小さく
シ、必要天然ウラン置を減少するためには、水対ウラン
原子数比の大きい場所に、ウラン２３６を局在させるこ
とが望ましいことがわかった。本発明は、この基本原理
に基ついてなされたものである。From the above, it has been found that in order to reduce the reactivity penalty of uranium-236 and to reduce the required amount of natural uranium, it is desirable to localize uranium-236 in a place where the ratio of water to uranium atoms is large. The present invention has been made based on this basic principle.
沸騰水型原子炉で、第７図に示すような軸方向のボイド
分布を有する。冷却材の入口になっている炉心部の下部
ではサブクール状態にあり、冷却材が炉心部内を上昇す
るに従って、サブクール沸騰、飽和沸騰の領域に入シ、
冷却材の出口である炉心部の上部では、ボイド率は７０
％前後に達している。したがって前述の原理を実現する
ためには、燃料集合体の軸方向上部領域におけるウラン
２３６０童（例えば濃度）を下部領域のそれよシ低くす
ればよいことがわかる。ウラン２３６は回収ウランに多
く含まれているので、下部領域での回収ウランの量を上
部領域でのその量よシも多くすることである。このため
、上部領域には、天然ウランより製造された燃料物質が
下部領域よシも多く含有されている。A boiling water reactor has an axial void distribution as shown in Figure 7. The lower part of the core, which is the inlet of the coolant, is in a subcooled state, and as the coolant rises inside the core, it enters the subcooled boiling and saturated boiling regions.
In the upper part of the core where the coolant exits, the void ratio is 70
It has reached around %. Therefore, it can be seen that in order to realize the above-mentioned principle, the uranium 2360 rad (for example, concentration) in the axially upper region of the fuel assembly should be lower than that in the lower region. Since a large amount of uranium-236 is contained in the recovered uranium, the amount of recovered uranium in the lower region should be larger than that in the upper region. Therefore, the upper region contains more fuel material made from natural uranium than the lower region.
以下本発明を実施例によって詳しく説明する。 The present invention will be explained in detail below using examples.
第８図は従来の８行８列にロンドが整列された燃料集合
体に、軸方向に一様にウラン２３６濃度りｊ布を有する
ようにウラン２３６を混在させた燃料果合体Ｉの横断で
ある。１は燃料棒、２はチャンネルボックス、４は制御
棒、６は水ロッドである。燃料棒のところに示されてい
る数１２．１３゜１４．１５および１６は濃縮度の異な
る燃料棒を示し、表１に燃料棒１２から１６までのウラ
ン２３５、ウラン２３６の濃度を示す。（Ｗｌｏ）は、
重用％を示している。Figure 8 shows a cross section of a fuel assembly I in which uranium-236 is mixed in a conventional fuel assembly in which ronds are arranged in 8 rows and 8 columns so that the uranium-236 concentration is uniformly distributed in the axial direction. be. 1 is a fuel rod, 2 is a channel box, 4 is a control rod, and 6 is a water rod. The numbers 12.13, 14.15, and 16 shown in the fuel rod section indicate fuel rods with different enrichment degrees, and Table 1 shows the concentrations of uranium-235 and uranium-236 in fuel rods 12 to 16. (Wlo) is
It shows the percentage of heavy use.
表 １
９図及びＰ２に示すように燃料棒軸方向のウラン２３６
濃度が上部と下部で変化している（下部のウラン２３６
濃度が高い）。燃料果合体■は、軸方向に２４等分して
、下端から１２査目と１３査目の間で上部領域および下
部領域の２領域にわかれている。ウラン２３５の濃縮度
分布は、燃料集合体Ｉ（第７図）と同じであり、燃料集
合体■のウラン２３６の総量、すなわち利用されている
回収ウーランの総量も燃料果合体Ｉと同じである。燃料
集合体■は、回収ウランにて作られた燃料物質を下部領
域に多く含有し、天然ウランにて作られた燃料物質を上
部領域に多く含有している。Table 1 As shown in Figure 9 and P2, uranium-236 in the axial direction of the fuel rod.
The concentration changes between the upper and lower parts (uranium-236 in the lower part).
high concentration). The fuel assembly (2) is divided into 24 equal parts in the axial direction, and is divided into two regions, an upper region and a lower region, between the 12th and 13th rows from the lower end. The enrichment distribution of uranium-235 is the same as that of fuel assembly I (Figure 7), and the total amount of uranium-236 in fuel assembly ■, that is, the total amount of recovered uranium used, is also the same as that of fuel assembly I. . The fuel assembly (2) contains a large amount of fuel material made from recovered uranium in the lower region, and a large amount of fuel material made from natural uranium in the upper region.
燃料集合体ｌを基準とした時の燃料集合体■の中性子無
限増倍率の差を表３に示す。Table 3 shows the difference in the infinite neutron multiplication factor of fuel assembly (2) when fuel assembly (1) is used as a reference.
これ↓多燃料集合体平均では、本実施例（燃料集合体■
）の方が、燃料集合体ｌよりも約０．２％Δに中性子無
限増倍率が高くなる。その結果、燃料集合体■のうラン
２３５の濃縮度は、燃料集合体■よシ低くでき、所要天
然ウラン量が約１％減少できる。This ↓ multi-fuel assembly average, this example (fuel assembly ■
) has a higher infinite neutron multiplication factor by about 0.2%Δ than the fuel assembly l. As a result, the enrichment of the uranium 235 in fuel assembly (1) can be lower than that in fuel assembly (2), and the required amount of natural uranium can be reduced by about 1%.
冷却材のボイド率が４０％の場合の燃料集合体の上部領
域と下部領域の中性子無限増倍率の差は、約１．３％Δ
にで、上部領域の方が高くなっている。When the void fraction of the coolant is 40%, the difference in the infinite neutron multiplication factor between the upper and lower regions of the fuel assembly is approximately 1.3%Δ
, and the upper region is higher.
この燃料集合体を沸騰水型原子炉に装荷すると、軸方向
に発生するボイド分布のため、炉心上部領域と下部領域
での中性子無限増倍率の差が相殺されて、軸方向に比較
的平坦な軸方向出力分布が実現できる。When this fuel assembly is loaded into a boiling water reactor, due to the void distribution that occurs in the axial direction, the difference in infinite neutron multiplication factors between the upper and lower core regions is canceled out, resulting in a relatively flat axially Axial power distribution can be achieved.
本実施例では、炉心部の上部領域と下部領域のウラン２
３６の濃度を変えて上部領域の中性子無限増倍率を大き
くしているので、上部領域と下部領域との無限増倍率の
差は原子炉の運転期間を通じて変化しない。したがって
、原子炉の運転期間を通じて前述したように軸方向の出
力分布を常に平坦に維持できる。In this example, uranium 2 in the upper and lower regions of the reactor core is
Since the infinite neutron multiplication factor in the upper region is increased by changing the concentration of 36, the difference in the infinite multiplication factor between the upper region and the lower region does not change throughout the operating period of the reactor. Therefore, throughout the operating period of the nuclear reactor, the power distribution in the axial direction can always be maintained flat as described above.
本発明の他の実施例を以下に説明する。本実施例の燃料
染は体■は、燃４＋集合体■よりさらに所要天然ウラン
量を減少させるため、燃料集計体■においてウラン２３
６の軸方向分布を大きくし、ウラン２３６の温存化を進
めたものである。燃料集合体１１１とし、表３にウラン
２３６の分布を示す。Other embodiments of the invention will be described below. In this example, the fuel dye body (2) is used in order to further reduce the required amount of natural uranium than the fuel aggregate (2).
This increases the axial distribution of uranium-236 and promotes the preservation of uranium-236. Table 3 shows the distribution of uranium 236 in the fuel assembly 111.
ウラン２３５ａ縮度分布、ウラン２３６総量は、燃料集
合体Ｉと等しい。The shrinkage distribution of uranium 235a and the total amount of uranium 236 are equal to that of fuel assembly I.
表 ３
燃料集合体■を基準とした時の燃料集合体１■の中性子
無限増倍率の差は、燃料集合体平均で約０．３％Δにで
あシ、所要天然ウラン量が約２％減少できる。Table 3 The difference in the infinite neutron multiplication factor of fuel assembly 1■ when fuel assembly ■ is taken as a reference is approximately 0.3%Δ on average for the fuel assembly, and the required amount of natural uranium is approximately 2%. Can be reduced.
本発明の他の実施例である燃料果合体■は、燃料果合体
■の効果をさらに大きくするため、ウラン２３６の軸一
方向分布と燃料集合体の横断面内分布を併用したもので
ある。燃料果合体■の横断面を第１０図に示す。表４に
燃料棒２２〜２６のウラン２３５及び、ウラン２３６の
濃度を示す。The fuel assembly (2), which is another embodiment of the present invention, uses both the uniaxial distribution of uranium 236 and the cross-sectional distribution of the fuel assembly in order to further increase the effect of the fuel assembly (2). Fig. 10 shows a cross section of the fuel assembly (2). Table 4 shows the concentrations of uranium-235 and uranium-236 in fuel rods 22-26.
ウラン２３５濃縮度分布、ウラン２３６の総量は、燃料
集合体Ｉと同じである。燃料集合体Ｉを基準とした時の
燃料集合体■の中性子無限増倍率の差を表５に示す。The uranium-235 enrichment distribution and the total amount of uranium-236 are the same as in fuel assembly I. Table 5 shows the difference in the infinite neutron multiplication factor of fuel assembly (I) when fuel assembly (I) is used as a reference.
表 ５
これよシ燃料果合体平均では、燃料集合体■の方が約０
，３％Δに中性子無限増倍率が高くなる。Table 5 On average, fuel assembly ■ is approximately 0
, the infinite neutron multiplication factor increases to 3%Δ.
燃料集合体Ｉより省ウラン効果が大きいのは、ウラン２
３６を共鳴中性子束が小さい炉心下部領域、燃料集合体
中心部に集中した結果である。Uranium 2 has a greater uranium saving effect than fuel assembly I.
This is the result of concentrating 36 in the lower region of the core, where the resonance neutron flux is small, and in the center of the fuel assembly.
以上説明したように、燃料集合体下部領域のウラン２３
６濃度を、燃料集合体下部領域のそれより大きくすると
いう方法が、ウラン２３６の反応度ペナルティ−を小さ
くシ、必要天然ウラン量の減少を可能にした。また、こ
の方法によシ出力分布の平坦化も可能となった。As explained above, uranium-23 in the lower region of the fuel assembly
The method of increasing the uranium-236 concentration above that in the lower region of the fuel assembly reduced the reactivity penalty of uranium-236 and made it possible to reduce the amount of natural uranium required. This method also made it possible to flatten the output distribution.
杓）１図は匠来型燃料集合体の水平断面図、第２図は燃
焼に伴なうし２３６の変化を示す線図、第３図は燃焼に
伴なうウラン２３６、ネプツニウム２３７の変化を示す
線図、第４図はウラン２３６の濃度と反応度ペプールテ
イーの関係を示す線図、第５図は水素対ウラン原子数比
とウラ／２３６の反応度ペナルティ−の関係を示す線図
、第６図は水素対ウラン原子数比と共鳴エネルギー領域
及び高速エネルギ値域中性子束の関係を示す線図、第７
図は炉心軸方向のボイド分布を示す線図、第８図は従来
型燃料集せ体の水平断面図、第９図は夷／ｌｌ！１例１
右？７
天然 ス剋 力ｊ（％？Ｍ）
冶 Ｓ口
Ｈ／ｕ （水系汀つラシ死１数Ｙり
右 ７ ロFigure 1 is a horizontal sectional view of the Takumi type fuel assembly, Figure 2 is a line diagram showing the changes in uranium-236 and neptunium-237 due to combustion, and Figure 3 is a diagram showing the changes in uranium-236 and neptunium-237 due to combustion. Figure 4 is a diagram showing the relationship between the concentration of uranium-236 and the reactivity penalty; Figure 5 is a diagram showing the relationship between the hydrogen to uranium atomic ratio and the reactivity penalty of uranium/236; Figure 6 is a diagram showing the relationship between the hydrogen to uranium atomic ratio and the resonance energy region and fast energy range neutron flux.
The figure is a diagram showing the void distribution in the axial direction of the reactor core, Figure 8 is a horizontal sectional view of a conventional fuel assembly, and Figure 9 is a diagram showing the void distribution in the axial direction of the core. 1 example 1
right? 7 Natural Suicide Power j (%? M) Ji S mouth H/u (Water system trance death 1 number Y right 7 Ro
Claims (1)
料集合体において、前記燃料棒の上部領域よりも下部領
域に、使用済燃料の再処理により得られた核燃料物質を
多く存在させたことを特徴とする燃料集合体。 ２、前記再処理によシ得られた核燃料電勿質がウラン２
３６である特許請求の範囲第１項記載の燃料集合体。 ３、核燃料物質を内蔵しでいる複数の燃料棒を有する燃
料集合体において、前記燃料集合体の横断面の中央部に
配置されている前記燃料棒の上部領域よシも下部領域に
、使用済燃料の再処理により得られた核燃料物質を多く
存在させたことを特徴とする燃料集合体。 ４、前記再処理により得られた核燃料物質がウラン２３
６である特許請求の範囲第３項記載の燃料集合体。[Claims] 1. In a fuel assembly having a plurality of fuel rods containing nuclear fuel material, nuclear fuel material obtained by reprocessing spent fuel is placed in a lower region than an upper region of the fuel rods. A fuel assembly characterized by the presence of a large amount of. 2. The nuclear fuel electrolyte obtained through the reprocessing is uranium 2.
36. The fuel assembly according to claim 1, wherein the fuel assembly is 36. 3. In a fuel assembly having a plurality of fuel rods containing nuclear fuel material, the spent fuel rods are located in the upper and lower regions of the fuel rods located in the center of the cross section of the fuel assembly. A fuel assembly characterized by the presence of a large amount of nuclear fuel material obtained by reprocessing fuel. 4. The nuclear fuel material obtained through the reprocessing is uranium-23
6. The fuel assembly according to claim 3, which is No. 6.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59001992A JPS60146183A (en) | 1984-01-11 | 1984-01-11 | Fuel aggregate |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59001992A JPS60146183A (en) | 1984-01-11 | 1984-01-11 | Fuel aggregate |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60146183A true JPS60146183A (en) | 1985-08-01 |
| JPH0479434B2 JPH0479434B2 (en) | 1992-12-15 |
Family
ID=11516961
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59001992A Granted JPS60146183A (en) | 1984-01-11 | 1984-01-11 | Fuel aggregate |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60146183A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63200091A (en) * | 1987-02-17 | 1988-08-18 | 東京電力株式会社 | Fuel aggregate reactivity compensating method |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3503848A (en) * | 1964-11-09 | 1970-03-31 | Neutron Products Inc | Method for the concentration of u-236 in enriched uranium fuels and for more efficient utilization thereof |
| US3745069A (en) * | 1969-10-30 | 1973-07-10 | United Nuclear Corp | Fuel assemblies containing uo2 and puo2-uo2 for water cooled nuclear reactors |
| US4018697A (en) * | 1975-05-02 | 1977-04-19 | Atlantic Richfield Company | Fuel cycle management |
| JPS56125689A (en) * | 1980-03-07 | 1981-10-02 | Tokyo Shibaura Electric Co | Fuel assembly |
-
1984
- 1984-01-11 JP JP59001992A patent/JPS60146183A/en active Granted
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3503848A (en) * | 1964-11-09 | 1970-03-31 | Neutron Products Inc | Method for the concentration of u-236 in enriched uranium fuels and for more efficient utilization thereof |
| US3745069A (en) * | 1969-10-30 | 1973-07-10 | United Nuclear Corp | Fuel assemblies containing uo2 and puo2-uo2 for water cooled nuclear reactors |
| US4018697A (en) * | 1975-05-02 | 1977-04-19 | Atlantic Richfield Company | Fuel cycle management |
| JPS56125689A (en) * | 1980-03-07 | 1981-10-02 | Tokyo Shibaura Electric Co | Fuel assembly |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63200091A (en) * | 1987-02-17 | 1988-08-18 | 東京電力株式会社 | Fuel aggregate reactivity compensating method |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0479434B2 (en) | 1992-12-15 |
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