JPH0565834B2 - - Google Patents
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- JPH0565834B2 JPH0565834B2 JP59031359A JP3135984A JPH0565834B2 JP H0565834 B2 JPH0565834 B2 JP H0565834B2 JP 59031359 A JP59031359 A JP 59031359A JP 3135984 A JP3135984 A JP 3135984A JP H0565834 B2 JPH0565834 B2 JP H0565834B2
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Classifications
-
- 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)
- Production Of Liquid Hydrocarbon Mixture For Refining Petroleum (AREA)
Description
［発明の技術分野］
本発明は沸騰水型原子炉の燃料集合体に関し、
さらに詳しくは可燃性毒物を装荷した燃料棒に改
良を加えた上記燃料集合体に関する。 ［発明の技術的背景とその問題点］ 沸騰水型原子炉に使用される燃料集合体は第１
図に示すように燃料ペレツト１４を装荷した燃料
棒１２を数十本正方配列して集束したものであ
り、燃料ペレツト１４を形成する核分裂性物質と
して二酸化ウラン（UO2）が用いられている。こ
の燃料集合体を長時間使用するためにはウラニウ
ム−235（235U）の割合を多くした濃縮度の高い燃
料を装荷する必要があり、運転初期では出力過剰
となるので、これを制御するために制御棒や可燃
性毒物を用いている。 可燃性毒物とは、カドミウム（Cd）やガドリ
ニウム（Gd）のように中性子を吸収する性質が
強く、しかも中性子を吸収すると中性子を吸収す
る性質の弱い物質に変換するものであつて、可燃
性毒物は燃料が過剰にある運転初期には中性子を
吸収して燃料と中性子との核反応を制御し、燃料
の消費にともなつて可燃性毒物も消費されてその
制御能力を低下させる。燃料集合体には燃料を装
荷した燃料棒のほかにこの可燃性毒物を装荷した
燃料棒も入つており、反応度の調整が行なわれる
ようになつている。 第２図は従来の燃料集合体の燃料棒配列を示す
断面図である。図中１〜５はそれぞれUO2の含有
量が異なる燃料ペレツトを装荷した燃料棒、６は
UO2に可燃性毒物であるGd2O3を混入した燃料ペ
レツトを装荷した燃料棒、１９は水棒を示す。各
燃料棒の各成分配合量は次のとおりである。 １：235UO21.5重量％、238UO298.5重量％ ２：235UO22.1重量％、238UO297.9重量％ ３：235UO22.5重量％、238UO297.5重量％ ４：235UO23.2重量％、238UO296.9重量％ ５：235UO23.8重量％、238UO296.3重量％ ６：235UO22.5重量％、238UO294.5重量％ Gd2O33.0重量％ なお、上記配列において、１〜３の燃料棒の
235UO2含量が少ないのは、これらの燃料棒は最
外側にあつて減速材１７に近いので、核分裂で発
生したスピードの速い中性子が減速材によつてス
ピードを落し、この減速した中性子が多量これら
の燃料棒に供給されるため、これらの燃料棒にお
いて核反応が多くなり、出力が過剰となるからで
ある。 上記したように可燃性毒物は燃料棒に装荷され
て燃料集合体の一部を構成しているが、従来の可
燃性毒物の入つた燃料棒は出力が極端に下り、平
均出力に対する割合、すなわち出力割合は約0.45
である。したがつて、この出力の下つた分だけ他
の可燃性毒物が入つていない燃料棒で負担しなけ
ればならず、それらの最大出力割合は約1.17にも
なる。原子炉を運転するには種々の熱的制限値を
こえないように制御しなければならないが、燃料
集合体の最大出力割合が高いことはそのような制
御を難しいものにしている。 ［発明の目的］ 本発明の目的は燃料集合体における可燃性毒物
入りの燃料棒の出力を従来より上げて燃料集合体
の最大出力を低下させ、原子炉に運転裕度を与え
るようにする沸騰水型原子炉の燃料集合体を提供
することである。 ［発明の概要］ 本発明は、酸化ウランを燃料とする複数の燃料
棒の、酸化ウランに可燃性毒物を含有させた複数
の可燃性毒物入り燃料棒とを格子状に配列してな
る沸騰水型原子炉の燃料集合体において、前記可
燃性毒入り燃料棒の１部もしくは全部が可燃性毒
物、劣化ウランの酸化物および酸化プルトニウム
から組成される燃料ペレツトを装荷されてなるこ
とを特徴とする沸騰水型原子炉の燃料集合体に関
する。 酸化プルトニウム（PuO2）には核分裂性プル
トニウムの酸化物（fPuO2）と難核分裂性プルト
ニウムの酸化物（nfPuO2）とが混在しており、
そしてfには239Puと241Puとが、またnfPuには
240Puと242Puとがある。軽水炉の使用済燃料に
は、fPuとnfPuとが69対31の割合で含まれている。 また劣化ウランは天然のウラニウムより235Uの
割合が少ないウランであり、235Uのほかに多量の
238Uを含んでいる。 いま、中性子の運動エネルギーに対する235Uお
よび239Puの反応する度合、および可燃性毒物で
あるGdの中性子吸収の度合を示すと次表のよう
になる。
さらに詳しくは可燃性毒物を装荷した燃料棒に改
良を加えた上記燃料集合体に関する。 ［発明の技術的背景とその問題点］ 沸騰水型原子炉に使用される燃料集合体は第１
図に示すように燃料ペレツト１４を装荷した燃料
棒１２を数十本正方配列して集束したものであ
り、燃料ペレツト１４を形成する核分裂性物質と
して二酸化ウラン（UO2）が用いられている。こ
の燃料集合体を長時間使用するためにはウラニウ
ム−235（235U）の割合を多くした濃縮度の高い燃
料を装荷する必要があり、運転初期では出力過剰
となるので、これを制御するために制御棒や可燃
性毒物を用いている。 可燃性毒物とは、カドミウム（Cd）やガドリ
ニウム（Gd）のように中性子を吸収する性質が
強く、しかも中性子を吸収すると中性子を吸収す
る性質の弱い物質に変換するものであつて、可燃
性毒物は燃料が過剰にある運転初期には中性子を
吸収して燃料と中性子との核反応を制御し、燃料
の消費にともなつて可燃性毒物も消費されてその
制御能力を低下させる。燃料集合体には燃料を装
荷した燃料棒のほかにこの可燃性毒物を装荷した
燃料棒も入つており、反応度の調整が行なわれる
ようになつている。 第２図は従来の燃料集合体の燃料棒配列を示す
断面図である。図中１〜５はそれぞれUO2の含有
量が異なる燃料ペレツトを装荷した燃料棒、６は
UO2に可燃性毒物であるGd2O3を混入した燃料ペ
レツトを装荷した燃料棒、１９は水棒を示す。各
燃料棒の各成分配合量は次のとおりである。 １：235UO21.5重量％、238UO298.5重量％ ２：235UO22.1重量％、238UO297.9重量％ ３：235UO22.5重量％、238UO297.5重量％ ４：235UO23.2重量％、238UO296.9重量％ ５：235UO23.8重量％、238UO296.3重量％ ６：235UO22.5重量％、238UO294.5重量％ Gd2O33.0重量％ なお、上記配列において、１〜３の燃料棒の
235UO2含量が少ないのは、これらの燃料棒は最
外側にあつて減速材１７に近いので、核分裂で発
生したスピードの速い中性子が減速材によつてス
ピードを落し、この減速した中性子が多量これら
の燃料棒に供給されるため、これらの燃料棒にお
いて核反応が多くなり、出力が過剰となるからで
ある。 上記したように可燃性毒物は燃料棒に装荷され
て燃料集合体の一部を構成しているが、従来の可
燃性毒物の入つた燃料棒は出力が極端に下り、平
均出力に対する割合、すなわち出力割合は約0.45
である。したがつて、この出力の下つた分だけ他
の可燃性毒物が入つていない燃料棒で負担しなけ
ればならず、それらの最大出力割合は約1.17にも
なる。原子炉を運転するには種々の熱的制限値を
こえないように制御しなければならないが、燃料
集合体の最大出力割合が高いことはそのような制
御を難しいものにしている。 ［発明の目的］ 本発明の目的は燃料集合体における可燃性毒物
入りの燃料棒の出力を従来より上げて燃料集合体
の最大出力を低下させ、原子炉に運転裕度を与え
るようにする沸騰水型原子炉の燃料集合体を提供
することである。 ［発明の概要］ 本発明は、酸化ウランを燃料とする複数の燃料
棒の、酸化ウランに可燃性毒物を含有させた複数
の可燃性毒物入り燃料棒とを格子状に配列してな
る沸騰水型原子炉の燃料集合体において、前記可
燃性毒入り燃料棒の１部もしくは全部が可燃性毒
物、劣化ウランの酸化物および酸化プルトニウム
から組成される燃料ペレツトを装荷されてなるこ
とを特徴とする沸騰水型原子炉の燃料集合体に関
する。 酸化プルトニウム（PuO2）には核分裂性プル
トニウムの酸化物（fPuO2）と難核分裂性プルト
ニウムの酸化物（nfPuO2）とが混在しており、
そしてfには239Puと241Puとが、またnfPuには
240Puと242Puとがある。軽水炉の使用済燃料に
は、fPuとnfPuとが69対31の割合で含まれている。 また劣化ウランは天然のウラニウムより235Uの
割合が少ないウランであり、235Uのほかに多量の
238Uを含んでいる。 いま、中性子の運動エネルギーに対する235Uお
よび239Puの反応する度合、および可燃性毒物で
あるGdの中性子吸収の度合を示すと次表のよう
になる。
【表】
すなわち、239Puはスピードの速い中性子（0.2
〜0.5eV）によつて核分裂しやすく、一方235Uは
スピードの遅い中性子（0.05eV）によつて核分
裂しやすい。そして可燃性毒物であるGdはスピ
ードの遅い中性子を非常によく吸収する。沸騰水
型原子炉では、減速材との衝突によつてスピード
の落ちた中性子は約0.05eVのエネルギーをもつ
ており、Gdのまわりではこの範囲の中性子を非
常によく吸収するので、235Uの核分裂は著しく低
下し出力が下がる。これに対し239Puはスピード
の速い中性子と核反応しやすいので、Gdのまわ
りでも239Puの核分裂はそれ程低下せず、出力割
合は約0.75程度となる。 したがつて、可燃性毒物を装荷した燃料棒に
PuO2を混合することによつて、従来のような極
端な出力低下を避けることができる。 また劣化ウランには235Uが少なく238Uが多量に
含まれているので、fPuO2に対して一種の希釈材
の役目をする。すなわちPuO2には核分裂性のPu
と難核分裂性のPuとが含まれているが、核分裂
性Puの割合が多いので、可燃性物質が消耗する
運転末期には過出力となるおそれがある。そこで
核分裂性物質の少ない劣化ウランを使用すること
によつて核分裂性物質を希釈し、かかる過出力を
阻止することができる。また、238Uは弱い核分裂
をするが、その核分裂生成物から出てくる遅発中
性子の割合が多い。一方239Puは遅発中性子の割
合が少なく（0.0036）即発中性子が多い。したが
つて239Puのみでは原子炉運転制御が難しくなる
が遅発中性子の割合が多い238Uが混合されること
によつてこの傾向が調整されることになる。 可燃性毒物入り燃料棒以外の燃料棒にはUO2を
燃料として装荷する。もしこれらの燃料棒にも
PuO2を装荷すると、燃料集合体当りのPuO2が多
くなり、前記した理由により原子炉の運転制御が
難しくなるからである。 ［発明の実施例］ 本発明の実施例を図面を参照にしながら説明す
る。 第３図は本発明の一実施例を示す燃料集合体の
燃料棒配列断面図である。チヤンネル１５の内側
に正方形に配置された燃料棒は、１〜５はそれぞ
れ第２図における燃料棒１〜５と同じ燃料棒であ
り、燃料棒７は次の成分を含有するペレツトを装
備した可燃性毒物入り燃料棒である。 ７：235UO20.3重量％、238UO293.5重量％、
Gd2O33.0重量％、fPuO22.2重量％、nfPuO21.0重
量％ １９は第２図と同様水棒である。各燃料集合体
間には減速材１７が、各燃料棒間には冷却水１８
が存在している。 可燃性毒物入り燃料棒のペレツトを上記成分組
成とすることにより、燃料棒１〜５の負担が軽減
され、本実施例ではその最大出力割合は1.13とな
り、従来のものより約４％下がつた。 ［発明の効果］ 本発明は可燃性毒物入り燃料棒にPuO2および
劣化ウランの酸化物を用いたことにより、該燃料
棒の著しい出力低下を抑制し、それにともなつて
他の燃料棒の出力負担を軽減したものであつて、
本発明の燃料集合体を使用することにより、原子
炉の運転制御がより容易になるという効果があ
る。
〜0.5eV）によつて核分裂しやすく、一方235Uは
スピードの遅い中性子（0.05eV）によつて核分
裂しやすい。そして可燃性毒物であるGdはスピ
ードの遅い中性子を非常によく吸収する。沸騰水
型原子炉では、減速材との衝突によつてスピード
の落ちた中性子は約0.05eVのエネルギーをもつ
ており、Gdのまわりではこの範囲の中性子を非
常によく吸収するので、235Uの核分裂は著しく低
下し出力が下がる。これに対し239Puはスピード
の速い中性子と核反応しやすいので、Gdのまわ
りでも239Puの核分裂はそれ程低下せず、出力割
合は約0.75程度となる。 したがつて、可燃性毒物を装荷した燃料棒に
PuO2を混合することによつて、従来のような極
端な出力低下を避けることができる。 また劣化ウランには235Uが少なく238Uが多量に
含まれているので、fPuO2に対して一種の希釈材
の役目をする。すなわちPuO2には核分裂性のPu
と難核分裂性のPuとが含まれているが、核分裂
性Puの割合が多いので、可燃性物質が消耗する
運転末期には過出力となるおそれがある。そこで
核分裂性物質の少ない劣化ウランを使用すること
によつて核分裂性物質を希釈し、かかる過出力を
阻止することができる。また、238Uは弱い核分裂
をするが、その核分裂生成物から出てくる遅発中
性子の割合が多い。一方239Puは遅発中性子の割
合が少なく（0.0036）即発中性子が多い。したが
つて239Puのみでは原子炉運転制御が難しくなる
が遅発中性子の割合が多い238Uが混合されること
によつてこの傾向が調整されることになる。 可燃性毒物入り燃料棒以外の燃料棒にはUO2を
燃料として装荷する。もしこれらの燃料棒にも
PuO2を装荷すると、燃料集合体当りのPuO2が多
くなり、前記した理由により原子炉の運転制御が
難しくなるからである。 ［発明の実施例］ 本発明の実施例を図面を参照にしながら説明す
る。 第３図は本発明の一実施例を示す燃料集合体の
燃料棒配列断面図である。チヤンネル１５の内側
に正方形に配置された燃料棒は、１〜５はそれぞ
れ第２図における燃料棒１〜５と同じ燃料棒であ
り、燃料棒７は次の成分を含有するペレツトを装
備した可燃性毒物入り燃料棒である。 ７：235UO20.3重量％、238UO293.5重量％、
Gd2O33.0重量％、fPuO22.2重量％、nfPuO21.0重
量％ １９は第２図と同様水棒である。各燃料集合体
間には減速材１７が、各燃料棒間には冷却水１８
が存在している。 可燃性毒物入り燃料棒のペレツトを上記成分組
成とすることにより、燃料棒１〜５の負担が軽減
され、本実施例ではその最大出力割合は1.13とな
り、従来のものより約４％下がつた。 ［発明の効果］ 本発明は可燃性毒物入り燃料棒にPuO2および
劣化ウランの酸化物を用いたことにより、該燃料
棒の著しい出力低下を抑制し、それにともなつて
他の燃料棒の出力負担を軽減したものであつて、
本発明の燃料集合体を使用することにより、原子
炉の運転制御がより容易になるという効果があ
る。
第１図は従来の燃料集合体の斜視図、第２図は
従来の燃料集合体の燃料棒配列を示す断面図、第
３図は本発明の燃料集合体の燃料棒配列を示す断
面図である。 １〜５……UO2燃料入り燃料棒、６，７……可
燃性毒物入り燃料棒、１１……上部タイプレー
ト、１２……燃料棒、１３……スペーサ、１４…
…燃料ペレツト、１５……チヤンネル、１６……
下部タイプレート、１７……減速材、１８……冷
却水、１９……水棒。
従来の燃料集合体の燃料棒配列を示す断面図、第
３図は本発明の燃料集合体の燃料棒配列を示す断
面図である。 １〜５……UO2燃料入り燃料棒、６，７……可
燃性毒物入り燃料棒、１１……上部タイプレー
ト、１２……燃料棒、１３……スペーサ、１４…
…燃料ペレツト、１５……チヤンネル、１６……
下部タイプレート、１７……減速材、１８……冷
却水、１９……水棒。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 酸化ウランを燃料とする複数の燃料棒と、酸
化ウランに可燃性毒物を含有させた複数の可燃性
毒物入り燃料棒とを格子状に配列してなる沸騰水
型原子炉の燃料集合体において、前記可燃性毒物
入り燃料棒の１部もしくは全部が可燃性毒物、劣
化ウランの酸化物および酸化プルトニウムから組
成される燃料ペレツトを装荷されてなることを特
徴とする沸騰水型原子炉の燃料集合体。 ２ 前記可燃性毒物入り燃料棒を構成する燃料ペ
レツトの組成が235UO20.3重量％、238UO293.5重量
％、Gd2O33.0重量％、fPuO22.2重量％およびnf
PuO21.0重量％からなることを特徴とする特許請
求の範囲第１項記載の沸騰水型原子炉の燃料集合
体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59031359A JPS60177292A (ja) | 1984-02-23 | 1984-02-23 | 沸騰水型原子炉の燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59031359A JPS60177292A (ja) | 1984-02-23 | 1984-02-23 | 沸騰水型原子炉の燃料集合体 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60177292A JPS60177292A (ja) | 1985-09-11 |
| JPH0565834B2 true JPH0565834B2 (ja) | 1993-09-20 |
Family
ID=12329039
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59031359A Granted JPS60177292A (ja) | 1984-02-23 | 1984-02-23 | 沸騰水型原子炉の燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60177292A (ja) |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5918485A (ja) * | 1982-07-23 | 1984-01-30 | 株式会社東芝 | 原子炉燃料集合体 |
-
1984
- 1984-02-23 JP JP59031359A patent/JPS60177292A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS60177292A (ja) | 1985-09-11 |
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