JPH0441795B2 - - Google Patents
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Description
【発明の詳細な説明】
［発明の技術分野］
本発明は核分裂性物質と親核分裂性物質を軸方
向に非均質な構造に配置した核燃料要素に関す
る。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a nuclear fuel element in which fissile material and fissile-friendly material are arranged in an axially non-homogeneous structure.
［発明の技術的背景］
従来、第３図に示すような高速増殖炉が使用さ
れている。すなわち、第３図中符号１は原子炉容
器を示しており、この原子炉容器１内には冷却材
である液体ナトリウム２が満たされている。ま
た、この原子炉容器１内には中心部に炉心３が構
成され、炉心３の上部には炉心上部機構４が設け
られ、この炉心上部機構４の外周囲に一次冷却材
ポンプ５、中間熱交換器６等が配置されている。
この原子炉容器１の上部は上部遮蔽体としてルー
フスラブ７で密閉されており、このルーフスラブ
７と液体ナトリウム２の液面との間にはカバーガ
スが封入されている。このルーフスラブ７の中央
部には前記炉心上部機構４と対向した位置制御棒
駆動機構８が支持されている。[Technical Background of the Invention] Conventionally, a fast breeder reactor as shown in FIG. 3 has been used. That is, the reference numeral 1 in FIG. 3 indicates a reactor vessel, and this reactor vessel 1 is filled with liquid sodium 2, which is a coolant. In addition, a reactor core 3 is configured in the center of the reactor vessel 1, and a core upper mechanism 4 is provided in the upper part of the reactor core 3.A primary coolant pump 5, an intermediate heat pump 5, and an intermediate heat Exchanger 6 etc. are arranged.
The upper part of the reactor vessel 1 is sealed with a roof slab 7 as an upper shield, and a cover gas is sealed between the roof slab 7 and the liquid level of the liquid sodium 2. A position control rod drive mechanism 8 facing the core upper mechanism 4 is supported at the center of the roof slab 7 .
この制御棒駆動機構８は第４図に示すようにル
ーフスラブ７の駆動部と、ルーフスラブ７の下面
側の上部案内管１２および延長管１３とで構成さ
れている。 As shown in FIG. 4, the control rod drive mechanism 8 is comprised of a drive section for the roof slab 7, an upper guide tube 12 and an extension tube 13 on the lower surface side of the roof slab 7.
この制御棒駆動機構８は制御棒１０を炉心３の
燃料部９中に挿入または引抜操作して、炉心３の
反応度の制御を行なうものである。 The control rod drive mechanism 8 controls the reactivity of the reactor core 3 by inserting or withdrawing the control rods 10 into the fuel section 9 of the reactor core 3.
そして、この炉心３として、軸方向に非均質な
構造をもつた軸方向非均質炉心では、それぞれ多
数本からなる核分裂性物質を多く含む炉心燃料に
よつて構成される外側炉心燃料集合体と、核分裂
性物質を多く含む炉心燃料及び中性子吸収によつ
て核分裂性物質に変換される親核分裂性物質を多
く含むブランケツト燃料によつて構成されてい
る。前記ブランケツト燃料を軸方向中央付近に配
置することにより、軸方向上下から炉心燃料によ
つてはさまれた内側炉心燃料集合体と、中性子吸
収物質を含み核分裂反応を制御する制御棒とによ
つて形成されている。第５図は外側炉心燃料集合
体１４概念的断面図、第６図は内側炉心燃料集合
体１５の概念的断面図であり、ここで、１６は炉
心燃料、１７はブランケツト燃料をそれぞれ示し
ている。すなわち、第５図および第６図において
はラツパ管３１に炉心燃料１６およびブランケツ
ト燃料１７が収容された状態である。 In the axially non-homogeneous core 3, which has a non-homogeneous structure in the axial direction, outer core fuel assemblies each composed of a large number of core fuels containing a large amount of fissile material, It consists of core fuel containing a large amount of fissile material and blanket fuel containing a large amount of pro-fissile material that is converted into fissile material by neutron absorption. By arranging the blanket fuel near the center in the axial direction, the inner core fuel assembly is sandwiched between the core fuel from above and below in the axial direction, and the control rods that contain neutron absorbing materials and control the nuclear fission reaction. It is formed. FIG. 5 is a conceptual cross-sectional view of the outer core fuel assembly 14, and FIG. 6 is a conceptual cross-sectional view of the inner core fuel assembly 15, where 16 represents the core fuel and 17 represents the blanket fuel. . That is, in FIGS. 5 and 6, the wrapper tube 31 is in a state where the core fuel 16 and the blanket fuel 17 are accommodated.
なお、図中３７はハンドリングヘツドで、３８
はエントランスノズルを示している。 In the figure, 37 is the handling head, and 38 is the handling head.
indicates the entrance nozzle.
このような燃料集合体によつて構成された高速
増殖炉の軸方向非均質炉心３の横断面の一例を示
したものが第７図である。すなわち、第７図にお
いて、第５図に示した外側炉心燃料集合体１４に
よつて構成される外側炉心領域１４′（図中太線
より外側）は第６図に示した内側炉心燃料集合体
１５によつて構成される内側炉心領域１５を取り
囲んでおり、制御棒１０Ａ，１０Ｂ，１０Ｃ，１
０Ｘはこれらの領域の中に多数分散配置されてい
る。制御棒１０Ａ，１０Ｂ，１０Ｃは、多数ある
制御棒の内で炉の起動、停止、出力制御の目的に
用いられる主炉停止制御棒である。 FIG. 7 shows an example of a cross section of an axially non-homogeneous core 3 of a fast breeder reactor constructed of such fuel assemblies. That is, in FIG. 7, the outer core region 14' (outside the thick line in the figure) constituted by the outer core fuel assemblies 14 shown in FIG. 5 is connected to the inner core fuel assemblies 15 shown in FIG. It surrounds an inner core region 15 composed of control rods 10A, 10B, 10C, 1
A large number of 0Xs are distributed in these areas. The control rods 10A, 10B, and 10C are main reactor shutdown control rods among the many control rods used for the purpose of starting, stopping, and controlling the power of the reactor.
制御棒１０Ｘは、多数ある制御棒の内で、炉の
緊急停止の目的のみに用いられ、通常運転時に
は、炉心から常に全引抜状態にある後備炉停止用
制御棒である。これらの主炉停止用制御棒におい
て、符号１０Ａは炉心中心に、符号１０Ｂは炉心
中心から見て２番目の距離に、符号１０Ｃは炉心
中心から最も遠い距離、各々位置された主炉停止
用制御棒１０を示している。また第７図に示した
ように、炉中心から見て最も遠い距離に配置され
た制御棒１０Ｃは、通常内側炉心領域１５′と外
側炉心領域１４′の境界に位置されることが多い。
つぎに第８図に核燃料要素の全体図を、第９図に
核燃料要素を複数本集合して結束しラツパ管内に
組込んで燃料集合体に構成した場合の全体図を示
して詳しく説明する。 Among the many control rods, the control rod 10X is used only for the purpose of emergency shutdown of the reactor, and is a backup reactor shutdown control rod that is always fully withdrawn from the core during normal operation. In these main reactor shutdown control rods, 10A is located at the center of the reactor core, 10B is located at the second distance from the core center, and 10C is located at the farthest distance from the core center. A bar 10 is shown. Further, as shown in FIG. 7, the control rod 10C, which is disposed at the farthest distance from the reactor center, is usually located at the boundary between the inner core region 15' and the outer core region 14'.
Next, FIG. 8 shows an overall view of a nuclear fuel element, and FIG. 9 shows an overall view of a fuel assembly in which a plurality of nuclear fuel elements are gathered together, bundled, and assembled into a wrapper tube to form a fuel assembly, and will be described in detail.
第８図に示すように、核燃料要素１８は核燃料
物質１９，２０，２１を被覆管２２内に充填し、
その上、下両端部は上部端栓２３および下部端栓
２４と被覆管２２とを溶接して密封構造となつて
いる。 As shown in FIG. 8, the nuclear fuel element 18 has a cladding tube 22 filled with nuclear fuel materials 19, 20, 21,
Furthermore, both lower ends have a sealed structure by welding the upper end plug 23 and the lower end plug 24 to the cladding tube 22.
また、核燃料要素１８には、核燃料物質１９，
２０，２１の核分裂によつて発生した生成ガスを
被覆管２２内に保持するためのガス溜２５が設け
られている。図中符号２６は前記核燃料物質１
９，２０，２１を充填した範囲を示す核燃料充填
部で、この核燃料充填部２６とガス溜２５とは通
気孔２７を有する中間端栓２８を設けて接続され
ている。このように構成された核燃料要素１８の
被覆管２２の外面には全長にわたつてワイヤスペ
ーサ２９が巻回され、このワイヤスペーサ２９の
両端はそれぞれ上下両端栓２３，２４に溶接３０
で固定されている。 The nuclear fuel element 18 also includes nuclear fuel material 19,
A gas reservoir 25 is provided for holding the generated gas generated by nuclear fission of 20 and 21 within the cladding tube 22. Reference numeral 26 in the figure indicates the nuclear fuel material 1
This nuclear fuel filling part 26 and the gas reservoir 25 are connected to each other by providing an intermediate end plug 28 having a vent hole 27. A wire spacer 29 is wound around the entire length of the outer surface of the cladding tube 22 of the nuclear fuel element 18 configured in this way, and both ends of the wire spacer 29 are welded 30 to the upper and lower end plugs 23 and 24, respectively.
is fixed.
そして、第９図に示すように、核燃料要素１８
は複数本が集合し結束してラツパ管３１に組込ま
れ、またラツパ管３１の上端部にはハンドリング
ヘツド３７が、また下端部にはエントランスノズ
ル３８が接続されて核燃料集合体を構成する。こ
の燃料集合体は原子炉内で冷却材がエントランス
ノズルから流入し核燃料要素１８間を流れてハン
ドリングヘツド３７から流出する。 Then, as shown in FIG. 9, the nuclear fuel element 18
A plurality of nuclear fuels are collected and bundled and assembled into a wrapper tube 31, and a handling head 37 is connected to the upper end of the wrapper tube 31, and an entrance nozzle 38 is connected to the lower end of the wrapper tube 31 to constitute a nuclear fuel assembly. The fuel assembly is constructed within a nuclear reactor where coolant enters through an entrance nozzle, flows between nuclear fuel elements 18, and exits through a handling head 37.
［背景技術の問題点］
前記構成の軸方向非均質核燃料要素において
は、その特徴的な出力分布形状により、核分裂に
よつて生じた核分裂生成物であるセシウム（以下
Csと記す）が照射中被覆管と燃料ペレツトの間
隙を軸方向に移動する。とくに炉心燃料にはさま
れた内部ブラケツト燃料領域は、Csシンクの役
割を果たす。内部ブランケツト燃料領域へ移動し
たCsは、とくに炉心燃料領域との境界部におい
て、二酸化ウランと反応して、Cs−Ｕ−Ｏ系の
反応化合物を生成する（系えばCs2UO4、
Cs2U2O7等）。これは通常、二酸化ウラン（UO2
＋Ｘ）の酸素とウラン比（２＋×）が、化学量論
的組成比（2.00）よりｘだけ大きい二酸化ウラン
ペレツトを使用しているため、余剰酸素が関与し
ている。[Problems with the Background Art] In the axially non-homogeneous nuclear fuel element having the above configuration, due to its characteristic power distribution shape, cesium (hereinafter referred to as "fission product"), which is a fission product produced by nuclear fission, is
Cs) moves axially through the gap between the cladding tube and the fuel pellet during irradiation. In particular, the internal bracket fuel region sandwiched between the core fuel plays the role of a Cs sink. The Cs that has moved to the internal blanket fuel region reacts with uranium dioxide, especially at the boundary with the core fuel region, to generate Cs-U-O system reaction compounds (for example, Cs2UO4,
Cs2U2O7 etc.) This is usually uranium dioxide (UO2
Excess oxygen is involved because uranium dioxide pellets with an oxygen to uranium ratio (2+x) of +X) that is x larger than the stoichiometric composition ratio (2.00) are used.
この反応化合物は、被覆管と燃料ペレツトの間
隙を埋めて、被覆管の内側から荷重を与え、燃料
の寿命に影響を与えることが懸念される。第１０
図は上記核燃料要素の出力分布とCsの分布を相
対値で示したものである。第１０図から明らかな
ように炉心燃料と炉燃料との間にはさまれたブラ
ンケツト燃料ではCsの生成量が大きくなる。 There is concern that this reactive compound fills the gap between the cladding tube and the fuel pellet and applies a load from the inside of the cladding tube, affecting the life of the fuel. 10th
The figure shows the output distribution and Cs distribution of the above nuclear fuel element in relative values. As is clear from FIG. 10, the amount of Cs produced increases in the blanket fuel sandwiched between the core fuel and the reactor fuel.
［発明の目的］
本発明は、上記従来技術の問題点を解決するた
めに為されたもので、Cs−Ｕ−Ｏ系の反応化合
物の生成を抑制し、あるいは反応化合物の生成に
よる被覆管への荷重を緩和することにより、燃料
の寿命に影響のある因子を除去し、燃料の寿命延
長を図つた核燃料要素を提供することにある。[Object of the Invention] The present invention has been made to solve the above-mentioned problems of the prior art. The object of the present invention is to provide a nuclear fuel element which can extend the life of the fuel by alleviating the load on the fuel, thereby eliminating factors that affect the life of the fuel.
［発明の概要］
本発明は、多数個のプルトニウム・ウラン混合
酸化物ペレツトから成る炉心燃料及び多数個の二
酸化ウランペレツトから成るブランケツト燃料に
よつて、被覆管内に充填、構成されており、前記
ブランケツト燃料が炉心中心付近に配置すること
により、軸方向上下から前記炉心燃料によつては
さまれた構造を有する軸方向非均質核燃料要素に
おいて、炉心燃料との境界部の前記ブランケツト
燃料の二酸化ウランの酸素とウラン比を化学量論
的組成比に近い二酸化ウランペレツトを上下境界
部にそれぞれ１個以上配置したことを特徴とする
核燃料要素である。[Summary of the Invention] The present invention is constructed by filling a cladding tube with a core fuel consisting of a large number of plutonium-uranium mixed oxide pellets and a blanket fuel consisting of a large number of uranium dioxide pellets. In an axially heterogeneous nuclear fuel element having a structure in which it is sandwiched by the core fuel from above and below in the axial direction, the oxygen in the uranium dioxide of the blanket fuel at the boundary with the core fuel is disposed near the center of the reactor core. This nuclear fuel element is characterized in that one or more uranium dioxide pellets having a uranium ratio close to the stoichiometric composition are arranged at each of the upper and lower boundaries.
また本発明は前記炉心燃料及びブランケツト燃
料の境界部のそれぞれのプルトニウム・ウラン混
合酸化物ペレツト及び二酸化ウランペレツトの外
径を小さくし、被覆管と前記燃料ペレツトとの間
隙を他の領域より大きくしたことを特徴とする核
燃料要素である。 The present invention also provides that the outer diameters of the plutonium-uranium mixed oxide pellets and uranium dioxide pellets at the boundary between the core fuel and the blanket fuel are made smaller, and the gap between the cladding tube and the fuel pellet is made larger than in other areas. It is a nuclear fuel element characterized by
本発明による核燃料要素によつて、前記軸方向
非均質構造を有する核燃料要素に特徴的なCs−
Ｕ−Ｏ系の反応化合物の生成を抑えあるいは又前
記反応化合物による被覆管への荷重を緩和するこ
とにより、核燃料要素の寿命をのばすことが出来
る。 By the nuclear fuel element according to the present invention, Cs-
The life of the nuclear fuel element can be extended by suppressing the formation of U--O-based reactive compounds or by alleviating the load on the cladding caused by the reactive compounds.
［発明の実施例］
以下、第１図及び第２図を参照しながら、本発
明に係る核燃料要素の各実施例を説明する。な
お、第１図および第２図ともに第８図と同一部分
は同一符号で示し、重複する部分の説明を省略
し、また要部のみ示している。[Embodiments of the Invention] Hereinafter, embodiments of the nuclear fuel element according to the present invention will be described with reference to FIGS. 1 and 2. In both FIGS. 1 and 2, parts that are the same as those in FIG. 8 are indicated by the same reference numerals, explanations of overlapping parts are omitted, and only essential parts are shown.
第１図における第１実施例の核燃料要素３２
は、被覆管２２内に充填されたプルトニウム・ウ
ラン混合酸化物ペレツトから成る炉心燃料２０に
はさまれて、二酸化ウランペレツトからなるブラ
ンケツト燃料１９，３３が被覆管２２内に充填さ
れている。 Nuclear fuel element 32 of the first embodiment in FIG.
The cladding tube 22 is sandwiched between core fuel 20 made of plutonium-uranium mixed oxide pellets filled in the cladding tube 22, and blanket fuels 19 and 33 made of uranium dioxide pellets are filled in the cladding tube 22.
ここで、前記ブランケツト燃料１９，３３のう
ち、前記炉心燃料２０との境界部のブランケツト
燃料３３を構成する二酸化ウランペレツトには酸
素とウランの比が化学量論的組成比（2.00）に近
いものが酸置構成されている。 Here, among the blanket fuels 19 and 33, the uranium dioxide pellets constituting the blanket fuel 33 at the boundary with the core fuel 20 have an oxygen to uranium ratio close to the stoichiometric composition ratio (2.00). Acidic composition.
通常ブランケツト燃料に使用される二酸化ウラ
ンペレツトの酸素とウランの比は2.00〜2.02にあ
り、このうち本発明に使用されるブランケツト燃
料３３の二酸化ウランペレツトの酸素とウランの
比は2.00〜2.01のものを選択的に使用することよ
つて、Cs−Ｕ−Ｏ系の反応化合物の生成が従来
より相当低減出来る。もちろん酸素とウランの比
を化学量論的組成比（2.00）の二酸化ウランペレ
ツトを製造することが可能である。二酸化ウラン
の製造管理により、酸素とウランの比が限りなく
化学量論的組成比に近い二酸化ウランペレツトを
使用することができる。 The ratio of oxygen to uranium in uranium dioxide pellets normally used for blanket fuel is 2.00 to 2.02, and among these, the ratio of oxygen to uranium in the uranium dioxide pellets for blanket fuel 33 used in the present invention is selected to be 2.00 to 2.01. By using the Cs--U--O reaction compound, the production of Cs--U--O-based reaction compounds can be considerably reduced compared to the conventional method. Of course, it is possible to produce uranium dioxide pellets with a stoichiometric ratio of oxygen to uranium (2.00). By controlling the production of uranium dioxide, it is possible to use uranium dioxide pellets in which the ratio of oxygen to uranium is extremely close to the stoichiometric composition.
また、前記境界部の二酸化ウランペレツトは、
上下境界部各１個以上必要とするが、最も効果の
ある個数は２〜３個程度である。 Furthermore, the uranium dioxide pellets at the boundary are
One or more each of the upper and lower boundaries are required, but the most effective number is about 2 to 3.
なお、炉心燃料２０にはさまれたブランケツト
燃料１９，３３の全てにわたつて酸素とウランの
比が2.00〜2.01の二酸化ウランペレツトを使用す
ることに際しては、本発明の範囲に含まれること
はもちろんである。 Note that the use of uranium dioxide pellets with an oxygen to uranium ratio of 2.00 to 2.01 in all of the blanket fuels 19 and 33 sandwiched between the core fuel 20 is of course within the scope of the present invention. be.
第２図は本発明の第２の実施例を示したもので
ある。 FIG. 2 shows a second embodiment of the invention.
第２図における第２実施例の核燃料要素３４
は、ブランケツト燃料１９，３５と炉心燃料２
０，３６との上下各々境界部に位置するブランケ
ツト燃料３５を形成する二酸化ウランペレツトと
炉心燃料３６を形成するプルトニウム・ウラン混
合酸化物ペレツトの外径を他の燃料２０，１９の
ペレツトよりも小さくしたものである。この実施
例では被覆管２２との間隙３９を他の領域より大
きくすることによつて、ブランケツト燃料３５と
炉心燃料３６の境界部に生成したCs−Ｕ−Ｏ系
の反応化合物をこの間隙３９で吸収し、被覆管へ
の荷重を緩和するものである。 Nuclear fuel element 34 of the second embodiment in FIG.
is blanket fuel 19, 35 and core fuel 2
The outer diameters of the uranium dioxide pellets forming the blanket fuel 35 and the plutonium-uranium mixed oxide pellets forming the core fuel 36 located at the upper and lower boundaries with the fuels 20 and 36 were made smaller than those of the other fuels 20 and 19. It is something. In this embodiment, by making the gap 39 with the cladding tube 22 larger than other areas, the Cs-U-O system reaction compound generated at the boundary between the blanket fuel 35 and the core fuel 36 can be absorbed in the gap 39. It absorbs it and relieves the load on the cladding tube.
［発明の効果］
以上説明したように、本発明によれば、ブラン
ケツトに使用される酸素とウラン比が化学量論的
組成比に近いため、余剰酸素が少なく、照射中生
成移動してきたCsとの反応化合物の生成量を小
さく抑制することが出来る。あるいは又反応化合
物の生成を燃料ペレツトと被覆管の間隙で吸収
し、被覆管への荷重を緩和することが出来る。こ
のことによつて寿命に影響を与える因子を取り除
き、核燃料要素の寿命延長を図ることが出来る。[Effects of the Invention] As explained above, according to the present invention, since the ratio of oxygen and uranium used in the blanket is close to the stoichiometric composition, there is little surplus oxygen and the Cs generated and transferred during irradiation is The amount of reaction compounds produced can be suppressed to a small level. Alternatively, the generated reaction compounds can be absorbed in the gap between the fuel pellets and the cladding tube, thereby relieving the load on the cladding tube. This makes it possible to eliminate factors that affect the lifetime and extend the lifetime of the nuclear fuel element.
第１図および第２図はそれぞれ本発明に係る核
燃料要素の実施例を示す縦断面図、第３図は高速
増殖炉の概要を示す縦断面図、第４図は第３図に
おける炉心部周辺と制御棒駆動装置との関係を拡
大して示す縦断面図、第５図および第６図はそれ
ぞれ従来の核燃料要素を概略的に示す断面図、第
７図は第３図における炉心部を拡大して示す横断
面図、第８図は従来の核燃料要素を示す縦断面
図、第９図は第８図の核燃料要素を組込んだ核燃
料集合体を一部側面で示す縦断面図、第１０図は
従来の核燃料要素の出力分布とセシウムの分布を
示す曲線図である。
１…原子炉容器、２…液体ナトリウム、３…炉
心、４…炉心上部機構、５…一次系冷却材ポン
プ、６…中間熱交換器、７…ルーフスラブ、８…
制御棒駆動機構、９…燃料部、１０…制御棒、１
１…下部案内管、１２…上部案内管、１３…延長
管、１０Ａ…制御棒、１０Ｂ，１０Ｃ，１０Ｘ…
制御棒、１４′…外側炉心領域、１５′…内側炉心
領域、１４…外側炉心燃料集合体、１５…内側炉
心燃料集合体、１６…炉心燃料、１７…ブランケ
ツト燃料、１８…核燃料要素、１９…ブランケツ
ト燃料、２０…炉心燃料、２１…ブランケツト燃
料、２２…被覆管、２３…上部端栓、２４…下部
端栓、２５…ガス溜、２６…核燃料充填部、２７
…通気孔、２８…中間端栓、２９…ワイヤスペー
ス、３０…溶接部、３１…ラツパ管、３２…第１
実施例の核燃料要素、３３…第１実施例のブラン
ケツト燃料、３４…第２実施例の核燃料要素、３
５…第２実施例のブランケツト燃料、３６…第２
実施例の炉心燃料、３７…ハンドリングヘツド、
３８…エントランスノズル、３９…間隙。
1 and 2 are longitudinal cross-sectional views showing examples of the nuclear fuel element according to the present invention, FIG. 3 is a vertical cross-sectional view showing an outline of a fast breeder reactor, and FIG. 4 is a vicinity of the reactor core in FIG. 3. Figures 5 and 6 are cross-sectional views schematically showing conventional nuclear fuel elements, and Figure 7 is an enlarged view of the reactor core in Figure 3. 8 is a longitudinal sectional view showing a conventional nuclear fuel element, FIG. 9 is a longitudinal sectional view partially showing a nuclear fuel assembly incorporating the nuclear fuel element of FIG. 8, and FIG. The figure is a curve diagram showing the power distribution and cesium distribution of a conventional nuclear fuel element. DESCRIPTION OF SYMBOLS 1...Reactor vessel, 2...Liquid sodium, 3...Reactor core, 4...Core upper mechanism, 5...Primary system coolant pump, 6...Intermediate heat exchanger, 7...Roof slab, 8...
control rod drive mechanism, 9... fuel section, 10... control rod, 1
1... Lower guide tube, 12... Upper guide tube, 13... Extension tube, 10A... Control rod, 10B, 10C, 10X...
Control rod, 14'... Outer core region, 15'... Inner core region, 14... Outer core fuel assembly, 15... Inner core fuel assembly, 16... Core fuel, 17... Blanket fuel, 18... Nuclear fuel element, 19... Blanket fuel, 20... Core fuel, 21... Blanket fuel, 22... Cladding tube, 23... Upper end plug, 24... Lower end plug, 25... Gas reservoir, 26... Nuclear fuel filling section, 27
... Ventilation hole, 28 ... Intermediate end plug, 29 ... Wire space, 30 ... Welded part, 31 ... Laptop pipe, 32 ... First
Nuclear fuel element of the embodiment, 33... Blanket fuel of the first embodiment, 34... Nuclear fuel element of the second embodiment, 3
5... Blanket fuel of the second embodiment, 36... Second
Example core fuel, 37...handling head,
38...Entrance nozzle, 39...Gap.
Claims (1)
管の上下両端が端栓によつて密封され、前記核燃
料物質は多数個のプルトニウム・ウラン混合酸化
物ペレツトから成る炉心燃料及び多数個の二酸化
ウランペレツトから成るブランケツト燃料であ
り、しかも前記ブランケツト燃料は炉心中心付近
に配置され軸方向から前記炉心燃料によつて上下
にはさまれた構造を有する軸方向非均質核燃料要
素において、前記ブランケツト燃料と炉心燃料と
の間のそれぞれの境界部に二酸化ウランの酸素と
ウランとの比が化学量論的組成比である２：１に
近くしたペレツトをそれぞれ少なくとも１個配置
したことを特徴とする核燃料要素。 ２ 前記ブランケツト燃料と炉心燃料との境界に
位置するブランケツト燃料を形成する二酸化ウラ
ンペレツトの外径を小さくして前記被覆管との間
隔は他の領域より大きく構成されていることを特
徴とする特許請求の範囲第１項記載の核燃料要
素。[Claims] 1. Nuclear fuel material is filled in a cladding tube, both upper and lower ends of the cladding tube are sealed with end plugs, and the nuclear fuel material is a core fuel consisting of a large number of plutonium-uranium mixed oxide pellets and In an axially heterogeneous nuclear fuel element having a structure in which the blanket fuel is composed of a large number of uranium dioxide pellets, and the blanket fuel is arranged near the center of the reactor core and is sandwiched vertically by the core fuel in the axial direction, At least one pellet in which the ratio of oxygen to uranium in uranium dioxide is close to the stoichiometric composition ratio of 2:1 is arranged at each boundary between the blanket fuel and the core fuel. nuclear fuel elements. 2. A patent claim characterized in that the outer diameter of the uranium dioxide pellets forming the blanket fuel located at the boundary between the blanket fuel and the core fuel is reduced so that the distance between the uranium dioxide pellet and the cladding tube is larger than in other areas. Nuclear fuel elements according to item 1 of the scope.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59250480A JPS61129593A (en) | 1984-11-29 | 1984-11-29 | Nuclear fuel element |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59250480A JPS61129593A (en) | 1984-11-29 | 1984-11-29 | Nuclear fuel element |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61129593A JPS61129593A (en) | 1986-06-17 |
| JPH0441795B2 true JPH0441795B2 (en) | 1992-07-09 |
Family
ID=17208477
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59250480A Granted JPS61129593A (en) | 1984-11-29 | 1984-11-29 | Nuclear fuel element |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61129593A (en) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP5604693B2 (en) * | 2011-03-04 | 2014-10-15 | 独立行政法人日本原子力研究開発機構 | Nuclear fuel element |
| JP7297699B2 (en) | 2020-02-28 | 2023-06-26 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | Fast reactor core and fast reactor operating method |
-
1984
- 1984-11-29 JP JP59250480A patent/JPS61129593A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS61129593A (en) | 1986-06-17 |
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