JPS6383689A - Fuel aggregate - Google Patents
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- JPS6383689A JPS6383689A JP61228148A JP22814886A JPS6383689A JP S6383689 A JPS6383689 A JP S6383689A JP 61228148 A JP61228148 A JP 61228148A JP 22814886 A JP22814886 A JP 22814886A JP S6383689 A JPS6383689 A JP S6383689A
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- 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
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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) [Abstract] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は燃料集合体に係り、特に軽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 Industrial Application] The present invention relates to a fuel assembly, and particularly to a fuel assembly suitable for use in a light water nuclear reactor.
原子力発電の比重が高まるとともに、使用済燃料の再処
理により得られる回収ウランの発生量が要な意義をもっ
ている。As the proportion of nuclear power generation increases, the amount of recovered uranium generated through reprocessing of spent fuel is becoming increasingly important.
天然ウランあるいはその濃縮ウランとの相違点として、
回収ウランには原子炉での照射中に形成された人工同位
体元素が含まれている。これらのうち、特に重要な核種
はＵ−２３６およびＵ−２３２である。すなわち、Ｕ−
２３６は中性子吸収断面積が大きく、反応度損失を考慮
する必要がある。また、Ｕ−２３２はその娘核種である
Ｂ１−２１２およびＴΩ−２０８が高エネルギーのγ線
を放出するため、取扱い面でのしやへい等の配慮を必要
とする。The difference between natural uranium and enriched uranium is that
Recovered uranium contains artificial isotopes formed during irradiation in nuclear reactors. Among these, particularly important nuclides are U-236 and U-232. That is, U-
236 has a large neutron absorption cross section, and reactivity loss must be taken into consideration. In addition, since U-232's daughter nuclides B1-212 and TΩ-208 emit high-energy γ-rays, consideration must be given to handling precautions.
なお１回収ウランの利用方法の例としては、特開昭６０
−１４６１８３号公報等が挙げられる。As an example of how to use recovered uranium, see JP-A-60
-146183 publication etc. are mentioned.
上述したように回収ウラン利用上の問題点は、反応度損
失および線量率上昇の２点にある。回収ウランを少数の
燃料集合体に試験的に使用する場合はこれらの影響は小
さいものの、今後回収ウランの発生量が増加し、大量利
用が図られる場合には、上記２点の問題点に対する十分
な対応第が必要である。As mentioned above, there are two problems in using recovered uranium: loss of reactivity and increase in dose rate. Although these effects are small when recovered uranium is used experimentally in a small number of fuel assemblies, if the amount of recovered uranium to be generated increases in the future and a large amount of recovered uranium is to be used, it will be necessary to sufficiently address the two problems mentioned above. It is necessary to take appropriate measures.
本発明の目的は、上記事情に鑑みて回収ウランの有効利
用が可能で、かつ、大量利用をはかることができる燃料
集合体を提供することにある。In view of the above circumstances, an object of the present invention is to provide a fuel assembly that can effectively utilize recovered uranium and can be used in large quantities.
上記目的は、核燃料ペレットを装填した複数本の燃料棒
よりなる燃料集合体において、ガドリニアを含む核燃料
ペレットには使用済燃料の再処理によって得られる回収
ウランを用いることによって達成するようにした。The above object is achieved by using recovered uranium obtained by reprocessing spent fuel for the nuclear fuel pellets containing gadolinia in a fuel assembly consisting of a plurality of fuel rods loaded with nuclear fuel pellets.
ガドリニア入り核燃料ペレットを装填した燃料棒は、中
性子吸収断面積が大きいが、ガドリニアの効果により、
他のウランのみの核燃料ペレットを装填した燃料棒に比
べて出力が低く抑えられている。したがって、ガドリニ
ア入り核燃料ペレット燃料棒に回収ウランを用いても、
回収ウラン固有の反応度損失の影響は、他のウランのみ
の核燃料ベレット燃料棒に回収ウランを用いた場合と比
べて小さい、さらに、ガドリニア濃度の調整により、反
応度損失の影響をより低減することも可能である。Fuel rods loaded with nuclear fuel pellets containing gadolinia have a large neutron absorption cross section, but due to the effect of gadolinia,
The output is lower than that of other fuel rods loaded with uranium-only nuclear fuel pellets. Therefore, even if recovered uranium is used in nuclear fuel pellet fuel rods containing gadolinia,
The effect of reactivity loss specific to recovered uranium is smaller than when recovered uranium is used in other uranium-only nuclear fuel pellet fuel rods.Furthermore, the effect of reactivity loss can be further reduced by adjusting the gadolinia concentration. is also possible.
また、成形加工工程においては、従来よりガドリニア入
り核燃料ペレットの製造ラインは、通常のウランのみの
核燃料ペレット製造ラインとは隔離されている。したが
って、線量率上昇に対するじゃへい対策あるいは回収ウ
ランと通常ウランの混合防止も容易に行えるという利点
がある。Furthermore, in the forming process, the gadolinia-containing nuclear fuel pellet production line has conventionally been separated from the normal uranium-only nuclear fuel pellet production line. Therefore, there is an advantage that it is easy to take measures to prevent an increase in the dose rate or to prevent mixing of recovered uranium and ordinary uranium.
以下本発明を第１図に示した実施例により詳細に説明す
る。The present invention will be explained in detail below with reference to the embodiment shown in FIG.
第１図は本発明の燃料集合体の一実施例を示す横断面図
で、沸騰水型原子炉に用いられるものが示しである。第
１図において、１は燃料棒で、１ａはウラン核燃料ベレ
ット燃料棒、１ｂは（ガドリニア＋回収ウラン）核燃ペ
レット燃料捧を示す、２はウォータロッド、３は制御棒
、４はチャンネルボックスである。FIG. 1 is a cross-sectional view showing one embodiment of the fuel assembly of the present invention, which is used in a boiling water nuclear reactor. In Figure 1, 1 is a fuel rod, 1a is a uranium nuclear fuel pellet fuel rod, 1b is a (gadolinia + recovered uranium) nuclear fuel pellet fuel rod, 2 is a water rod, 3 is a control rod, and 4 is a channel box. .
通常、沸騰水型原子炉用燃料集合体では、５〜１０本程
度のガドリニア入り核燃料ペレット燃料棒が用いられて
いる。第１図に示す実施例では、７本のガドリニア入り
核燃料ペレット燃料棒が配置されており、これらの燃料
棒のペレットがガドリニアと回収ウランの混合核燃料ペ
レットとしである。Usually, about 5 to 10 gadolinia-containing nuclear fuel pellet fuel rods are used in a fuel assembly for a boiling water reactor. In the embodiment shown in FIG. 1, seven nuclear fuel pellet fuel rods containing gadolinia are arranged, and the pellets of these fuel rods are mixed nuclear fuel pellets of gadolinia and recovered uranium.
ガドリニア入り核燃料ペレット燃料棒は、運転サイクル
中の反応度補償および出力分布の平坦化のために用いら
れており、ガドリニアの中性子吸収断面積が大きいため
、ウラン核燃料ベレット燃料棒と比べて出力は低く抑え
られる。したがって、Ｕ−２３６による反応度損失の問
題がある回収ウランに関しても、ウラン核燃料ペレット
燃料棒に用いる場合よりもガドリニア入り核燃料ペレッ
ト燃料棒に用いる場合の方が、反応度損失の影響を低減
することができる。また、回収ウランを使用した燃料集
合体が少数の場合は、前述のＵ −２３６による反応度
損失の影響は無視できるが、炉心の大部分を回収ウラン
を使用した燃料集合体が占める場合、あるいは、使用済
燃料の特性等により回収ウラン中のＵ−２３６の量が特
に多い場合などは、反応度損失に対する補償が必要とな
ることがある。この場合、一般的にはＵ−２３５の濃醗
度を通常より高めることが考えられるが、この方法は濃
縮工程での調整となるため、作業効率および経済性の観
点からはあまり好ましい方法ではない。Nuclear fuel pellet fuel rods containing gadolinia are used for reactivity compensation and flattening of power distribution during the operation cycle, and due to the large neutron absorption cross section of gadolinia, the output is lower than that of uranium nuclear fuel pellet fuel rods. It can be suppressed. Therefore, even with respect to recovered uranium, which has the problem of reactivity loss due to U-236, the effect of reactivity loss is reduced when used in gadolinia-filled nuclear fuel pellet fuel rods than when used in uranium nuclear fuel pellet fuel rods. Can be done. In addition, if the number of fuel assemblies using recovered uranium is small, the effect of reactivity loss due to U-236 mentioned above can be ignored, but if the majority of the core is occupied by fuel assemblies using recovered uranium, or If the amount of U-236 in the recovered uranium is particularly large due to the characteristics of the spent fuel, etc., compensation for reactivity loss may be required. In this case, it is generally considered to increase the concentration of U-235 more than usual, but this method requires adjustment during the concentration process, so it is not a very preferable method from the viewpoint of work efficiency and economy. .
これに対し、本発明の実施例のようにガドリニア入り核
燃料ペレット燃料棒に回収ウランを用いる場合には、ガ
ドリニア濃度を通常より下げることにより反応度補償が
可能である。この方法は、成形加工工程において簡単に
実施することができ。On the other hand, when recovered uranium is used in gadolinia-containing nuclear fuel pellet fuel rods as in the embodiments of the present invention, reactivity compensation can be achieved by lowering the gadolinia concentration from normal. This method can be easily implemented in the molding process.
前述のＵ−２３５濃縮度調整方法に比べ１作業効率、経
済性の点で優れている。This method is superior in terms of work efficiency and economy compared to the U-235 enrichment adjustment method described above.
また、本実施例は１回収ウランによる線量率上昇の問題
に対しても利点を有する。前述のように。Furthermore, this embodiment has an advantage in dealing with the problem of increased dose rate due to recovered uranium. As aforementioned.
回収ウランにはＵ−２３２が微量台まれており。The recovered uranium contains a trace amount of U-232.
その壊変により生じる娘核種Ｂ１−２１２および’Ｉ’
ｍ−２０８は高エネルギーのγ線を放出する。Daughter nuclides B1-212 and 'I' produced by its decay
m-208 emits high-energy gamma rays.
このため、成形加工工程においては、被ばく管理止しゃ
へいを施したり、また、通常のウランとの混合を防ぐ等
の対策を講じる必要が考えられる。Therefore, in the forming process, it is considered necessary to take measures such as applying shielding to control exposure and preventing mixing with ordinary uranium.
本実施例ではガドリニア入り核燃料ペレット燃料棒に回
収ウランを用いているため、これらの対策の実施が極め
て容易である。すなわち１通常、ガドリニア入り核燃料
ペレット燃料棒の製造ラインはウラン核燃料ベレット燃
料棒の製造ラインとは隔離されているため、回収ウラン
と通常ウランの混合に関してはすでに対策法であり、し
やへい対策も集中的に効率よ〈実施することが可能であ
る。In this embodiment, since recovered uranium is used in the gadolinia-filled nuclear fuel pellet fuel rod, these measures are extremely easy to implement. In other words, 1.Normally, the production line for nuclear fuel pellet fuel rods containing gadolinia is separated from the production line for uranium nuclear fuel pellet fuel rods, so there are already countermeasures for mixing recovered uranium and regular uranium, and there are also countermeasures. It is possible to implement it intensively and efficiently.
また、ガドリニア入り核燃料ペレット燃料棒は。Also, nuclear fuel pellet fuel rods containing gadolinia.
燃料集合体の内側に位置するのが通例であるため、外側
のウラン核燃料ベレット燃料棒のじゃへい効果により、
ｆＭ料集合体組立後の線量率を低く抑えられる利点もあ
る。Because they are usually located inside the fuel assembly, the blocking effect of the outer uranium nuclear fuel pellet fuel rods
There is also the advantage that the dose rate after fM material assembly assembly can be kept low.
以上説明したように、本発明によれば、回収ウラン固有
の問題ズあるＵ−２３６の反応度損失およびＵ−２３２
の娘核種による線量率上昇の影響を低減することができ
１回収ウランの有効利用が可能で、かつ、大量利用をは
かることができるという効果がある。As explained above, according to the present invention, problems inherent to recovered uranium, such as U-236 reactivity loss and U-232
The effect of increasing the dose rate due to the daughter nuclides of the uranium can be reduced, the uranium recovered can be used effectively, and the uranium can be used in large quantities.
第１図は本発明の燃料集合体の一実施例を示す横断面図
である。
１・・・燃料棒、１ａ・・・ウラン核燃料ベレット燃料
棒、１ｂ・・・（ガドリニア十回収ウラン）核燃料ペレ
ット燃料棒、２・・・ウォータロッド、４・・・チャン
ネルボックス。FIG. 1 is a cross-sectional view showing one embodiment of the fuel assembly of the present invention. DESCRIPTION OF SYMBOLS 1...Fuel rod, 1a...Uranium nuclear fuel pellet fuel rod, 1b...(Gadolinia ten recovered uranium) nuclear fuel pellet fuel rod, 2...Water rod, 4...Channel box.
Claims (1)
燃料集合体において、ガドリニアを含む核燃料ペレット
には使用済燃料の再処理によつて得られる回収ウランを
用いてあることを特徴とする燃料集合体。1. A fuel assembly consisting of a plurality of fuel rods loaded with nuclear fuel pellets, characterized in that the nuclear fuel pellets containing gadolinia are made of recovered uranium obtained by reprocessing spent fuel. body.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61228148A JPS6383689A (en) | 1986-09-29 | 1986-09-29 | Fuel aggregate |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61228148A JPS6383689A (en) | 1986-09-29 | 1986-09-29 | Fuel aggregate |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6383689A true JPS6383689A (en) | 1988-04-14 |
Family
ID=16871979
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61228148A Pending JPS6383689A (en) | 1986-09-29 | 1986-09-29 | Fuel aggregate |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6383689A (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9799414B2 (en) | 2010-09-03 | 2017-10-24 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising same |
| US10176898B2 (en) | 2010-11-15 | 2019-01-08 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing a neutron absorber |
| US10950356B2 (en) | 2010-11-15 | 2021-03-16 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear fuel bundle and nuclear reactor comprising same |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6076686A (en) * | 1983-10-04 | 1985-05-01 | 株式会社日立製作所 | Fuel aggregate |
-
1986
- 1986-09-29 JP JP61228148A patent/JPS6383689A/en active Pending
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6076686A (en) * | 1983-10-04 | 1985-05-01 | 株式会社日立製作所 | Fuel aggregate |
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| US9799414B2 (en) | 2010-09-03 | 2017-10-24 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising same |
| US10176898B2 (en) | 2010-11-15 | 2019-01-08 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing a neutron absorber |
| US10950356B2 (en) | 2010-11-15 | 2021-03-16 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear fuel bundle and nuclear reactor comprising same |
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