JPH01197693A - 核燃料棒 - Google Patents
核燃料棒Info
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- JPH01197693A JPH01197693A JP63021977A JP2197788A JPH01197693A JP H01197693 A JPH01197693 A JP H01197693A JP 63021977 A JP63021977 A JP 63021977A JP 2197788 A JP2197788 A JP 2197788A JP H01197693 A JPH01197693 A JP H01197693A
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- Japan
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- uranium
- fuel
- nuclear fuel
- light water
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- 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.)
- Pending
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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
- 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)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、軽水炉に装荷される核燃料棒に係り、特に、
核親物質を効率よく核燃料物質に転換し高転換比を得る
のに好適な核燃料棒に関する。
核親物質を効率よく核燃料物質に転換し高転換比を得る
のに好適な核燃料棒に関する。
全発電景の中で原子力発電が占める割合が増えている今
日、長期間にわたり安定して電力を供給することが重要
な課題となっている。現在稼動中の原子炉では、天然ウ
ラン中に約０．７２ ％含まれている２３５Ｕ を数％
に濃縮した濃縮ウランのみを燃料に用いて発電を行う型
式のものが一般的である。しかし、この濃縮ウランを作
るのに用いられるウラン鉱石を妥当な費用で採鉱できる
量は、ＵａＯａの形で大体３．０×１０８トンであると
見積られており、このままでは二十−世紀の前半にウラ
ン資源が枯渇すると考えられている。そのため、在来の
軽水炉（以下、単に軽水炉と呼ぶ）に比べ水対燃料原子
数比を１〜３と小さくシ、転換比を高くして高転換軽水
炉の開発が進められている。
日、長期間にわたり安定して電力を供給することが重要
な課題となっている。現在稼動中の原子炉では、天然ウ
ラン中に約０．７２ ％含まれている２３５Ｕ を数％
に濃縮した濃縮ウランのみを燃料に用いて発電を行う型
式のものが一般的である。しかし、この濃縮ウランを作
るのに用いられるウラン鉱石を妥当な費用で採鉱できる
量は、ＵａＯａの形で大体３．０×１０８トンであると
見積られており、このままでは二十−世紀の前半にウラ
ン資源が枯渇すると考えられている。そのため、在来の
軽水炉（以下、単に軽水炉と呼ぶ）に比べ水対燃料原子
数比を１〜３と小さくシ、転換比を高くして高転換軽水
炉の開発が進められている。
この高転換軽水炉では、使用済軽水炉燃料から分離され
た転換プルトニウムをリサイクルし、軽水炉の核分裂性
供給燃料として用いることにより、天然アラン、または
、低い濃縮度のウランを燃料として用いることができ、
ウラン資源を有効に利用できる。
た転換プルトニウムをリサイクルし、軽水炉の核分裂性
供給燃料として用いることにより、天然アラン、または
、低い濃縮度のウランを燃料として用いることができ、
ウラン資源を有効に利用できる。
第２図に、軽水炉及び高転換軽水炉の代表的な中性子束
スペクトルを示す。この図より高転換軽水炉では水対燃
料原子数比が小さいため、軽水炉のように１０−”ｅＶ
近傍に熱中性子束のピークがなく、中性子束が硬くなっ
ていることが分る。このため、共鳴エネルギ領域（約１
ｅＶ〜１００ＫｅＶ）の中性子束が軽水炉に比べて相対
的に高くなり、この共鳴エネルギ領域で大きな反応断面
積を持つ”’Ｕ （ｎ 、 ？） ２３’Ｐ ｕ 、
”Ｐ ｕ （ｎ 。
スペクトルを示す。この図より高転換軽水炉では水対燃
料原子数比が小さいため、軽水炉のように１０−”ｅＶ
近傍に熱中性子束のピークがなく、中性子束が硬くなっ
ていることが分る。このため、共鳴エネルギ領域（約１
ｅＶ〜１００ＫｅＶ）の中性子束が軽水炉に比べて相対
的に高くなり、この共鳴エネルギ領域で大きな反応断面
積を持つ”’Ｕ （ｎ 、 ？） ２３’Ｐ ｕ 、
”Ｐ ｕ （ｎ 。
γ）ｚａｚｐｕ生成反応を増加できる。特に、この図よ
り、２４０ ｐ ｕの１．０５６ｅＶに共鳴ピークを持
つ生成反応により、中性子束にくぼみができていること
が分る。よって、高転換軽水炉では、核親核種である２
３δＵ、”Ｐｕから核分裂性核種である２３ｅｐ ｕ、
２４１ｐ ｕへの転換比を向上し、ウラン利用効率を
向上できる。
り、２４０ ｐ ｕの１．０５６ｅＶに共鳴ピークを持
つ生成反応により、中性子束にくぼみができていること
が分る。よって、高転換軽水炉では、核親核種である２
３δＵ、”Ｐｕから核分裂性核種である２３ｅｐ ｕ、
２４１ｐ ｕへの転換比を向上し、ウラン利用効率を
向上できる。
第３図に、高転換軽水炉に用いられる核燃料棒の断面図
を示す。この図において、１はウラン・プルトニウム混
合酸化物燃料ペレット、２は被覆管、３は下部端栓、４
は上部端栓、５はガスプレナム、６はプレナムコイルバ
ネであり、構造的には軽水炉と同一である。材料的には
、原子カニ業。
を示す。この図において、１はウラン・プルトニウム混
合酸化物燃料ペレット、２は被覆管、３は下部端栓、４
は上部端栓、５はガスプレナム、６はプレナムコイルバ
ネであり、構造的には軽水炉と同一である。材料的には
、原子カニ業。
第３３巻、第３号、ＰＰＩＩ〜Ｐ Ｐ １８ （１９８
７）にみられるように、燃料ペレット１は二酸化ウラン
と二酸化プルトニウムを均質に混ぜたウラン・プルトニ
ウム混合酸化物燃料ペレットを用いている点に特徴があ
る。このウラン・プルトニウム混合酸化物燃料ペレット
の使用は、天然ウラン、または、低い濃縮度のウランを
用いているため、ウランを濃縮するのにかかる費用の低
減、ウラン資源の有効利用という点から有効である。し
かも。
７）にみられるように、燃料ペレット１は二酸化ウラン
と二酸化プルトニウムを均質に混ぜたウラン・プルトニ
ウム混合酸化物燃料ペレットを用いている点に特徴があ
る。このウラン・プルトニウム混合酸化物燃料ペレット
の使用は、天然ウラン、または、低い濃縮度のウランを
用いているため、ウランを濃縮するのにかかる費用の低
減、ウラン資源の有効利用という点から有効である。し
かも。
上記ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料ペレットにお
ける装荷燃料中の核分裂性Ｐｕ富化度を６〜９％にする
ことにより、高燃焼度を実現できるという利点もある。
ける装荷燃料中の核分裂性Ｐｕ富化度を６〜９％にする
ことにより、高燃焼度を実現できるという利点もある。
また、二酸化ウランに二酸化プルトニウムを小量加えて
も、二酸化ウランの熱伝導度、融点、熱膨脹係数及び放
射線の影響といった物理的性質は、わずかしか影響を受
けないため、ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料ペレ
ットを第３図に示すような核燃料棒に装荷することへの
技術的な問題はない。
も、二酸化ウランの熱伝導度、融点、熱膨脹係数及び放
射線の影響といった物理的性質は、わずかしか影響を受
けないため、ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料ペレ
ットを第３図に示すような核燃料棒に装荷することへの
技術的な問題はない。
上記従来技術は、ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料
ペレットを装荷した核燃料棒を沸騰水型窩転換炉に用い
た場合、炉心上方ではボイド率が高く、そのため、減速
材対燃料原子数比が炉心下方に比べて小さくなり、炉心
上方で中性子束スペクトルが硬くなっている点について
の考慮がされておらず、炉心の上方及び下方で同一のウ
ラン・プルトニウム混合酸化物燃料ペレットを用いてい
るため、”’ Ｕ （ｎ ｒ γ） ｚ３９Ｐ ｕ ｔ
”” Ｐ ｕ （ｎ ＋γ）Ｚ４１ｐｕ４１ｐｕ生成
る核分裂生成物の生成が効果的に行われていないという
問題点があった。
ペレットを装荷した核燃料棒を沸騰水型窩転換炉に用い
た場合、炉心上方ではボイド率が高く、そのため、減速
材対燃料原子数比が炉心下方に比べて小さくなり、炉心
上方で中性子束スペクトルが硬くなっている点について
の考慮がされておらず、炉心の上方及び下方で同一のウ
ラン・プルトニウム混合酸化物燃料ペレットを用いてい
るため、”’ Ｕ （ｎ ｒ γ） ｚ３９Ｐ ｕ ｔ
”” Ｐ ｕ （ｎ ＋γ）Ｚ４１ｐｕ４１ｐｕ生成
る核分裂生成物の生成が効果的に行われていないという
問題点があった。
本発明の目的は、中性子束スペクトルが炉心の上、下で
違うことを利用して核分裂性物質の生成を効果的に行い
、高い転換比を実現できる核燃料棒を提供することにあ
る。
違うことを利用して核分裂性物質の生成を効果的に行い
、高い転換比を実現できる核燃料棒を提供することにあ
る。
上記目的は、核燃料棒を構成するウラン・プルトニウム
混合酸化物燃料ペレットのプルトニウム２４０を含む割
合を、原子炉運転時にボイド率の高い場所にあるウラン
・プルトニウム混合酸化物燃料ペレットでは低くし、逆
にボイド率の低い場所にあるウラン・プルトニウム混合
酸化物燃料ペレットでは高くすることにより達成される
。
混合酸化物燃料ペレットのプルトニウム２４０を含む割
合を、原子炉運転時にボイド率の高い場所にあるウラン
・プルトニウム混合酸化物燃料ペレットでは低くし、逆
にボイド率の低い場所にあるウラン・プルトニウム混合
酸化物燃料ペレットでは高くすることにより達成される
。
このように核燃料棒内のウラン・プルトニウム混合酸化
物燃料ペレットに含まれるプルトニウム２４０の割合を
変える理由は次の通りである。
物燃料ペレットに含まれるプルトニウム２４０の割合を
変える理由は次の通りである。
ボイド率が高い場合、中性子束スペクトルはボイド率が
低い場合に比べて硬くなっている。
低い場合に比べて硬くなっている。
２３δＵ （ｎ ｒ ｙ） ”’ｐ ｕ、生成反応は２
３♂Ｕ共鳴エネルギ領域（６ｅＶ〜３ＫｅＶ）の断面積
が大きいため、吸収が大きくなる。２４０Ｐｕ（ｎ、γ
）２４１ｐｕ生成反応では、逆に吸収率は小さくなる。
３♂Ｕ共鳴エネルギ領域（６ｅＶ〜３ＫｅＶ）の断面積
が大きいため、吸収が大きくなる。２４０Ｐｕ（ｎ、γ
）２４１ｐｕ生成反応では、逆に吸収率は小さくなる。
これは、２４０ｐｕ の大きな共鳴断面積を持つ共鳴エ
ネルギが１ｅＶと低いためである。そのため、核燃料棒
内で、ボイド率の高い場所にはプルトニウム２４０の含
まれる割合の小さいペレットを配にし、逆に、ボイド率
の低い場所にはプルトニウム２４０の含まれる割合の大
きいペレットを配置した構造の核燃料棒にすることで、
ボイド率による中性子束スペクトルの変化を考慮できる
ようになるので、高い転換比の実現が可能になる。
ネルギが１ｅＶと低いためである。そのため、核燃料棒
内で、ボイド率の高い場所にはプルトニウム２４０の含
まれる割合の小さいペレットを配にし、逆に、ボイド率
の低い場所にはプルトニウム２４０の含まれる割合の大
きいペレットを配置した構造の核燃料棒にすることで、
ボイド率による中性子束スペクトルの変化を考慮できる
ようになるので、高い転換比の実現が可能になる。
以下、本発明の一実施例を図面により説明する。
第１図は、本発明の核燃料棒の断面図である。第１図で
、２は被覆管、３は下部端栓、４は上部端栓２５はガス
プレナム、６はプレナムコイルバネ。
、２は被覆管、３は下部端栓、４は上部端栓２５はガス
プレナム、６はプレナムコイルバネ。
７はウラン・プルトニウム混合酸化物燃料ペレット、８
はプルトニウム２４０を含む割合が多いウラン・プルト
ニウム混合酸化物燃料ペレット（以下、高プルトニウム
２４０燃料ペレツトと呼ぶ）。
はプルトニウム２４０を含む割合が多いウラン・プルト
ニウム混合酸化物燃料ペレット（以下、高プルトニウム
２４０燃料ペレツトと呼ぶ）。
９はプルトニウム２４０を含む割合が少ないウラン・プ
ルトニウム混合酸化物燃料ペレット（以下、低プルトニ
ウム２４０燃料ペレツトと呼ぶ）である。ウラン・プル
トニウム混合酸化物燃料ペレット７に含まれる二酸化プ
ルトニウムは、軽水炉燃料をリサイクルして得られた平
均的なプルトニウムより作成する。この平均的なプルト
ニウムには、例えば、プルトニウム２３９が５７％、プ
ルトニウム２４０が２７％、プルトニウム２４１が１１
％、プルトニウム２４２が５％含まれている。軽水炉燃
料をリサイクルして得られたプルトニウムは、軽水炉燃
料の炉心での装荷場所により同位体の構成比が異なる。
ルトニウム混合酸化物燃料ペレット（以下、低プルトニ
ウム２４０燃料ペレツトと呼ぶ）である。ウラン・プル
トニウム混合酸化物燃料ペレット７に含まれる二酸化プ
ルトニウムは、軽水炉燃料をリサイクルして得られた平
均的なプルトニウムより作成する。この平均的なプルト
ニウムには、例えば、プルトニウム２３９が５７％、プ
ルトニウム２４０が２７％、プルトニウム２４１が１１
％、プルトニウム２４２が５％含まれている。軽水炉燃
料をリサイクルして得られたプルトニウムは、軽水炉燃
料の炉心での装荷場所により同位体の構成比が異なる。
これらの構成比の異なるプルトニウムを混合し、プルト
ニウム２４０を含む割合を高くしたプルトニウムを用い
て作製されたものが高プルトニウム２４０燃料ペレツト
８である。
ニウム２４０を含む割合を高くしたプルトニウムを用い
て作製されたものが高プルトニウム２４０燃料ペレツト
８である。
逆に、プルトニウム２４０を含む割合を低くしたプルト
ニウムを用いて作製されたものが低プルトニウム２４０
燃料ペレツト９である。
ニウムを用いて作製されたものが低プルトニウム２４０
燃料ペレツト９である。
第４図は、ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料におい
て、プルトニウム２３９．２４］、、２４２の原子数密
度を一定にし、ウラン２３５，２３８、プルトニウム２
４０の原子数密度を変化（ウラン２３５．２３８とプル
トニウム２４０の原子数密度の合計は一定）させた場合
のボイド率と転換比の関係を示したものである。なお、
経済性を高めるため天然ウランを用い、さらに、高い転
換比を実現するため、水対燃料体積比は０．６ である
にの図において、Ａは二酸化プルトニウムを平均的なプ
ルトニウムより作成した場合、Ｂ、Ｃ，Ｄは平均的なプ
ルトニウムよりプルトニウム２４０の含まれている割合
をそれぞれ１／２，２．３倍した場合である。この図よ
り、ボイド率による転換比の変化は、Ｂすなわちプルト
ニウム２４０の少ない方が大きいことが分る。
て、プルトニウム２３９．２４］、、２４２の原子数密
度を一定にし、ウラン２３５，２３８、プルトニウム２
４０の原子数密度を変化（ウラン２３５．２３８とプル
トニウム２４０の原子数密度の合計は一定）させた場合
のボイド率と転換比の関係を示したものである。なお、
経済性を高めるため天然ウランを用い、さらに、高い転
換比を実現するため、水対燃料体積比は０．６ である
にの図において、Ａは二酸化プルトニウムを平均的なプ
ルトニウムより作成した場合、Ｂ、Ｃ，Ｄは平均的なプ
ルトニウムよりプルトニウム２４０の含まれている割合
をそれぞれ１／２，２．３倍した場合である。この図よ
り、ボイド率による転換比の変化は、Ｂすなわちプルト
ニウム２４０の少ない方が大きいことが分る。
これは次の理由による。すなわち、ボイド率が大きいほ
ど中性子束スペクトルが硬くなり、ウラン２３８の含ま
れている割合が多いほど、共鳴エネルギ領域における２
３８Ｕ （ｎ、 ｙ ） ２３９ｐ ｕ生成反応が増加
するが、”ＯＰｕ （ｎ ｙ ｙ） ”’Ｐ ｕ生成反
応は減少する。さらに、ボイド率が３０％以下では、プ
ルトニウム２４０の含まれている割合の多い燃料（例え
ばＣ，Ｄ）では転換比はほぼ一定になることが分る。こ
のため１本発明になる核燃料棒では炉心内のボイド率の
高い場所に低プルトニウム２４０の燃料を配置すること
で転換比を大幅に増し、逆に、ボイド率の低い場所には
高プルトニウム２４０の燃料を配置することで転換比の
減少を最小にした構造にすることにより、高い転換比を
実現することができる。
ど中性子束スペクトルが硬くなり、ウラン２３８の含ま
れている割合が多いほど、共鳴エネルギ領域における２
３８Ｕ （ｎ、 ｙ ） ２３９ｐ ｕ生成反応が増加
するが、”ＯＰｕ （ｎ ｙ ｙ） ”’Ｐ ｕ生成反
応は減少する。さらに、ボイド率が３０％以下では、プ
ルトニウム２４０の含まれている割合の多い燃料（例え
ばＣ，Ｄ）では転換比はほぼ一定になることが分る。こ
のため１本発明になる核燃料棒では炉心内のボイド率の
高い場所に低プルトニウム２４０の燃料を配置すること
で転換比を大幅に増し、逆に、ボイド率の低い場所には
高プルトニウム２４０の燃料を配置することで転換比の
減少を最小にした構造にすることにより、高い転換比を
実現することができる。
本発明によれば、沸騰水型高転換軽水炉に用いられる核
燃料棒の転換比を向上できるので、燃料の経済性を高め
る効果がある。
燃料棒の転換比を向上できるので、燃料の経済性を高め
る効果がある。
第１図は本発明の一実施例の核燃料棒の断面図、第２図
は軽水炉及び高転換軽水炉の代表的な中性子束スペクト
ル図、第３図は従来の核燃料棒の断面図、第４図はウラ
ン・プルトニウム混合酸化物燃料におけるボイド率と転
換比の関係を示す図である。 １・・・ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料ペレット
、２・・・被覆管。 第１図 第２図 中性子エネルギーＣｅＶ ） 篤３図 第４図 ＥイＦ゛干（＝／−ジ
は軽水炉及び高転換軽水炉の代表的な中性子束スペクト
ル図、第３図は従来の核燃料棒の断面図、第４図はウラ
ン・プルトニウム混合酸化物燃料におけるボイド率と転
換比の関係を示す図である。 １・・・ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料ペレット
、２・・・被覆管。 第１図 第２図 中性子エネルギーＣｅＶ ） 篤３図 第４図 ＥイＦ゛干（＝／−ジ
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、プルトニウム２４０を含む複数個のウラン・プルト
ニウム混合の酸化物燃料ペレットとこれらの燃料ペレッ
トを収納する被覆管からなる核燃料棒において、 前記酸化物燃料ペレットのプルトニウム２４０を含む割
合が少なくとも二個以上の前記酸化物燃料ペレットで異
なることを特徴とする核燃料棒。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63021977A JPH01197693A (ja) | 1988-02-03 | 1988-02-03 | 核燃料棒 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63021977A JPH01197693A (ja) | 1988-02-03 | 1988-02-03 | 核燃料棒 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01197693A true JPH01197693A (ja) | 1989-08-09 |
Family
ID=12070085
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63021977A Pending JPH01197693A (ja) | 1988-02-03 | 1988-02-03 | 核燃料棒 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH01197693A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1993004479A1 (fr) * | 1990-02-26 | 1993-03-04 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Bloc de combustible pour reacteur thermique |
| FR2712112A1 (fr) * | 1993-11-01 | 1995-05-12 | Hitachi Ltd | Procédé pour ajuster la teneur en matière fissile dans un matériau combustible dans des assemblages combustibles nucléaires. |
| FR2962842A1 (fr) * | 2009-12-28 | 2012-01-20 | Hitachi Ge Nuclear Energy Ltd | Coeur de reacteur a eau legere et assemblage combustible. |
-
1988
- 1988-02-03 JP JP63021977A patent/JPH01197693A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1993004479A1 (fr) * | 1990-02-26 | 1993-03-04 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Bloc de combustible pour reacteur thermique |
| FR2712112A1 (fr) * | 1993-11-01 | 1995-05-12 | Hitachi Ltd | Procédé pour ajuster la teneur en matière fissile dans un matériau combustible dans des assemblages combustibles nucléaires. |
| FR2962842A1 (fr) * | 2009-12-28 | 2012-01-20 | Hitachi Ge Nuclear Energy Ltd | Coeur de reacteur a eau legere et assemblage combustible. |
| US9047994B2 (en) | 2009-12-28 | 2015-06-02 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
| US10020079B2 (en) | 2009-12-28 | 2018-07-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
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