JPH07128471A - 燃料集合体の製造方法 - Google Patents
燃料集合体の製造方法Info
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- JPH07128471A JPH07128471A JP5273644A JP27364493A JPH07128471A JP H07128471 A JPH07128471 A JP H07128471A JP 5273644 A JP5273644 A JP 5273644A JP 27364493 A JP27364493 A JP 27364493A JP H07128471 A JPH07128471 A JP H07128471A
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- JP
- Japan
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- uranium
- fuel assembly
- plutonium
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
- G21C3/328—Relative disposition of the elements in the bundle lattice
-
- 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
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Abstract
(57)【要約】
【目的】 ウラン及びプルトニウムを含む燃料物質を充
填するした燃料集合体の製造方法において、燃料物質中
のウラン−２３５含有率の違いによる燃料集合体の核的
性質の変動を抑制できる燃料集合体を製造することであ
る。 【構成】 ウラン及びプルトニウムを含む燃料物質を充
填した燃料集合体を製造する際に、燃料物質中のウラン
−２３５含有率の違いに応じて燃料物質中の核分裂性物
質量を調整し、燃焼中期の中性子実効増倍率、及び燃焼
初期の局所ピーキング係数を等価とする。 【効果】 炉心運転サイクル間隔を一定にするために必
要な核分裂性物質量の条件を過不足なく満たし、かつ中
性子実効増倍率、局所出力ピーキングの変動を抑制した
燃料集合体を提供できる。
填するした燃料集合体の製造方法において、燃料物質中
のウラン−２３５含有率の違いによる燃料集合体の核的
性質の変動を抑制できる燃料集合体を製造することであ
る。 【構成】 ウラン及びプルトニウムを含む燃料物質を充
填した燃料集合体を製造する際に、燃料物質中のウラン
−２３５含有率の違いに応じて燃料物質中の核分裂性物
質量を調整し、燃焼中期の中性子実効増倍率、及び燃焼
初期の局所ピーキング係数を等価とする。 【効果】 炉心運転サイクル間隔を一定にするために必
要な核分裂性物質量の条件を過不足なく満たし、かつ中
性子実効増倍率、局所出力ピーキングの変動を抑制した
燃料集合体を提供できる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、ウラン及びプルトニウ
ムを含む燃料物質を使用する原子炉燃料集合体の製造方
法に関する。
ムを含む燃料物質を使用する原子炉燃料集合体の製造方
法に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力工業、第３１巻、第４号、第９頁
から第１５頁に示されるように、ウラン及びプルトニウ
ムを含む燃料物質を使用する原子炉燃料集合体の燃料物
質中のウラン−２３５含有率に対し、核分裂性物質量
（ウラン−２３５と熱核分裂性プルトニウムの合計量）
を一定とすることは公知である。
から第１５頁に示されるように、ウラン及びプルトニウ
ムを含む燃料物質を使用する原子炉燃料集合体の燃料物
質中のウラン−２３５含有率に対し、核分裂性物質量
（ウラン−２３５と熱核分裂性プルトニウムの合計量）
を一定とすることは公知である。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】ウラン、プルトニウム
燃料物質の製造は、プルトニウム物質としては軽水炉等
の使用済燃料から抽出したものを用い、ウラン物質とし
ては軽水炉等の使用済燃料から抽出した減損ウラン（ウ
ラン−２３５含有率：１．２ｗｔ％程度）、天然ウラン
（ウラン−２３５含有率：０．７ｗｔ％）、或いは、ウ
ラン濃縮過程で発生する劣化ウラン（ウラン−２３５含
有率：０．２ｗｔ％程度）を用い、両者を混合する。し
たがって、燃料物質中のウラン−２３５含有率は、ウラ
ン物質として何を選択するかで大きく変化する。燃料物
質中のウラン−２３５含有率が変化すると、燃料集合体
の中性子実効増倍率等の核的性質が変動する。この集合
体の核的性質の変動は、炉心運転サイクル間隔及び出力
ピーキング等に影響をおよぼすので、できるだけ抑制す
ることが炉心運用上重要である。
燃料物質の製造は、プルトニウム物質としては軽水炉等
の使用済燃料から抽出したものを用い、ウラン物質とし
ては軽水炉等の使用済燃料から抽出した減損ウラン（ウ
ラン−２３５含有率：１．２ｗｔ％程度）、天然ウラン
（ウラン−２３５含有率：０．７ｗｔ％）、或いは、ウ
ラン濃縮過程で発生する劣化ウラン（ウラン−２３５含
有率：０．２ｗｔ％程度）を用い、両者を混合する。し
たがって、燃料物質中のウラン−２３５含有率は、ウラ
ン物質として何を選択するかで大きく変化する。燃料物
質中のウラン−２３５含有率が変化すると、燃料集合体
の中性子実効増倍率等の核的性質が変動する。この集合
体の核的性質の変動は、炉心運転サイクル間隔及び出力
ピーキング等に影響をおよぼすので、できるだけ抑制す
ることが炉心運用上重要である。
【０００４】本発明の目的は、ウラン−２３５と熱核分
裂性プルトニウムの核的価値の相違を考慮してウラン−
２３５の含有率に応じて核分裂性物質量を変え、中性子
無限増倍率等の核的性質の変動を抑制した燃料集合体を
製造できる方法を提供することである。
裂性プルトニウムの核的価値の相違を考慮してウラン−
２３５の含有率に応じて核分裂性物質量を変え、中性子
無限増倍率等の核的性質の変動を抑制した燃料集合体を
製造できる方法を提供することである。
【０００５】
【課題を解決するための手段】上記目的は、ウラン−２
３５の含有率に応じてプルトニウム物質の混合量を調整
して核分裂性物質量を変え、燃焼中期の中性子実効増倍
率及び燃焼初期の局所ピーキング係数を等しくすること
によって解決される。
３５の含有率に応じてプルトニウム物質の混合量を調整
して核分裂性物質量を変え、燃焼中期の中性子実効増倍
率及び燃焼初期の局所ピーキング係数を等しくすること
によって解決される。
【０００６】
【作用】ウラン−２３５と熱核分裂性プルトニウムの核
的価値の相違を考慮して、燃焼中期の中性子実効増倍率
を等価とするよう核分裂性物質量を調整することによ
り、炉心運転サイクル間隔を一定にするために必要な核
分裂性物質量の条件を過不足なく満たし、かつ中性子実
効増倍率の変動を抑制できる。また、上記と併せて燃焼
初期の局所ピーキング係数を等価とするよう核分裂性質
量の燃料集合体内分布を設定することにより、局所ピー
キング係数の変動も抑制できる。
的価値の相違を考慮して、燃焼中期の中性子実効増倍率
を等価とするよう核分裂性物質量を調整することによ
り、炉心運転サイクル間隔を一定にするために必要な核
分裂性物質量の条件を過不足なく満たし、かつ中性子実
効増倍率の変動を抑制できる。また、上記と併せて燃焼
初期の局所ピーキング係数を等価とするよう核分裂性質
量の燃料集合体内分布を設定することにより、局所ピー
キング係数の変動も抑制できる。
【０００７】
【実施例】以下、本発明の一実施例を表１、表２、図
１、図２、図３により説明する。このうち、表１、図
１、図２が本発明によるもので、表２、図３は比較のた
めに示した従来例によるものである。
１、図２、図３により説明する。このうち、表１、図
１、図２が本発明によるもので、表２、図３は比較のた
めに示した従来例によるものである。
【０００８】図１は燃料集合体の横断面を示したもので
ある。燃料集合体は、１８本の外層燃料棒１、１２本の
中間層燃料棒２、及び６本の内層燃料棒３の合計３６本
の燃料棒と、燃料集合体支持棒４より構成される。各燃
料棒は、被覆管５と燃料物質６、７、８により構成され
る。
ある。燃料集合体は、１８本の外層燃料棒１、１２本の
中間層燃料棒２、及び６本の内層燃料棒３の合計３６本
の燃料棒と、燃料集合体支持棒４より構成される。各燃
料棒は、被覆管５と燃料物質６、７、８により構成され
る。
【０００９】
【表１】
【００１０】表１は、本発明の実施例を示す図１の燃料
の各燃料棒の燃料物質のＰｕ富化度（熱核分裂性プルト
ニウム（Ｐｕｆ（Ｐｕ−２３９、Ｐｕ−２４１））の含
有率）と、核分裂性物質量（ウラン−２３５（235Ｕ）
と熱核分裂性プルトニウム（Ｐｕｆ）の合計量）を示し
たものである。
の各燃料棒の燃料物質のＰｕ富化度（熱核分裂性プルト
ニウム（Ｐｕｆ（Ｐｕ−２３９、Ｐｕ−２４１））の含
有率）と、核分裂性物質量（ウラン−２３５（235Ｕ）
と熱核分裂性プルトニウム（Ｐｕｆ）の合計量）を示し
たものである。
【００１１】
【表２】
【００１２】表２は従来例（ウラン−２３５含有率に応
じてプルトニウム物質の混合量を変えて核分裂性物質量
を一定とする例）による場合の燃料の各燃料棒の燃料物
質のＰｕ富化度と核分裂性物質量である。
じてプルトニウム物質の混合量を変えて核分裂性物質量
を一定とする例）による場合の燃料の各燃料棒の燃料物
質のＰｕ富化度と核分裂性物質量である。
【００１３】表１、表２には、ウラン物質としてウラン
濃縮過程より発生する劣化ウラン（ウラン−２３５含有
率：０．２ｗｔ％程度）、天然ウラン（ウラン−２３５
含有率：０．７ｗｔ％）、軽水炉等の使用済燃料燃料よ
り抽出した減損ウラン（ウラン−２３５含有率：１．２
ｗｔ％程度）を各々使用した場合を代表させて、ウラン
−２３５含有率が０．２ｗｔ％、０．７ｗｔ％、１．２
ｗｔ％の場合を示した。
濃縮過程より発生する劣化ウラン（ウラン−２３５含有
率：０．２ｗｔ％程度）、天然ウラン（ウラン−２３５
含有率：０．７ｗｔ％）、軽水炉等の使用済燃料燃料よ
り抽出した減損ウラン（ウラン−２３５含有率：１．２
ｗｔ％程度）を各々使用した場合を代表させて、ウラン
−２３５含有率が０．２ｗｔ％、０．７ｗｔ％、１．２
ｗｔ％の場合を示した。
【００１４】表１に示した本発明の実施例では、各ウラ
ン−２３５含有率ケースの核分裂性物質量は、ウラン−
２３５含有率が０．７ｗｔ％のケースを基準として、燃
焼中期の中性子実効増倍率、及び燃焼初期の局所出力ピ
ーキングが等価となるよう設定している。この結果、表
２に示した従来例とは異なり、ウラン−２３５含有率の
値により燃料物質の核分裂性物質量は異なっている。こ
れは、ウラン−２３５と熱核分裂性プルトニウムの核的
価値の相違を考慮して核分裂性物質量を設定したためで
ある。また、燃料集合体平均の核分裂性物質量ばかりで
なく、各燃料層の核分裂性物質量も変化しているのは、
局所出力ピーキング係数を一定にするよう、ウラン−２
３５含有率の値により燃料集合体内の核分裂性物質量分
布を設定したためである。この核分裂性物質量分布の設
定によりウラン−２３５含有率の変化による局所出力ピ
ーキング係数の変動を抑制できる他に、ウラン−２３５
含有率の変化による反応度フィードバック特性の変動の
抑制も併せて達成できる。
ン−２３５含有率ケースの核分裂性物質量は、ウラン−
２３５含有率が０．７ｗｔ％のケースを基準として、燃
焼中期の中性子実効増倍率、及び燃焼初期の局所出力ピ
ーキングが等価となるよう設定している。この結果、表
２に示した従来例とは異なり、ウラン−２３５含有率の
値により燃料物質の核分裂性物質量は異なっている。こ
れは、ウラン−２３５と熱核分裂性プルトニウムの核的
価値の相違を考慮して核分裂性物質量を設定したためで
ある。また、燃料集合体平均の核分裂性物質量ばかりで
なく、各燃料層の核分裂性物質量も変化しているのは、
局所出力ピーキング係数を一定にするよう、ウラン−２
３５含有率の値により燃料集合体内の核分裂性物質量分
布を設定したためである。この核分裂性物質量分布の設
定によりウラン−２３５含有率の変化による局所出力ピ
ーキング係数の変動を抑制できる他に、ウラン−２３５
含有率の変化による反応度フィードバック特性の変動の
抑制も併せて達成できる。
【００１５】図２は本発明による図１、表１の燃料集合
体の中性子実効増倍率の燃焼変化を示したものである。
体の中性子実効増倍率の燃焼変化を示したものである。
【００１６】また図３は従来例による図１、表２の燃料
集合体の中性子実効増倍率の燃焼変化を示したものであ
る。
集合体の中性子実効増倍率の燃焼変化を示したものであ
る。
【００１７】図２に示す本発明の実施例では各ウラン−
２３５含有率ケースの中性子実効増倍率は、燃焼中期
（ここでは、４バッチ燃料交換、取り出し燃焼度約３０
ＧＷｄ／ｔを想定した場合の、サイクル末期炉心平均燃
焼度約２０ＧＷｄ／ｔを用いた）で一致させており、こ
れによりウラン−２３５含有率が変化しても燃料集合体
の交換体数を変更することなく、運転サイクル間隔を一
定にできる。また、燃焼中期の中性子実効増倍率を一致
させたことにより、燃料初期の中性子実効増倍率の各ケ
ースごとの変化も、図３の従来例より小さく、新燃料の
出力ピーキングの変化も比較的小さなものにとどめるこ
とができる。
２３５含有率ケースの中性子実効増倍率は、燃焼中期
（ここでは、４バッチ燃料交換、取り出し燃焼度約３０
ＧＷｄ／ｔを想定した場合の、サイクル末期炉心平均燃
焼度約２０ＧＷｄ／ｔを用いた）で一致させており、こ
れによりウラン−２３５含有率が変化しても燃料集合体
の交換体数を変更することなく、運転サイクル間隔を一
定にできる。また、燃焼中期の中性子実効増倍率を一致
させたことにより、燃料初期の中性子実効増倍率の各ケ
ースごとの変化も、図３の従来例より小さく、新燃料の
出力ピーキングの変化も比較的小さなものにとどめるこ
とができる。
【００１８】一方、図３の従来例では、燃焼中期の中性
子実効増倍率は、ウラン−２３５含有率０．２ｗｔ％の
ケースでは基準ケース（ウラン−２３５含有率０．７ｗ
ｔ％）より小さく、運転サイクル間隔を一定に保つには
核分裂性物質量が不足（表１と表２の比較により燃料集
合体平均で０．２ｗｔ％不足）しており、燃料集合体の
交換体数を変更しないと運転サイクル間隔は短くなるこ
とになる。また、ウラン−２３５含有率１．２ｗｔ％の
ケースでは燃焼中期の中性子実効増倍率は、基準ケース
（ウラン−２３５含有率０．７ｗｔ％）より大きく、運
転サイクル間隔を一定に保つのに必要な核分裂性物質量
を上回っており（表１と表２の比較により集合体平均で
０．２ｗｔ％過剰）、また燃焼初期の中性子実効増倍率
が基準ケースに比べてかなり高くなり、新燃料の出力ピ
ーキングが高くなる。
子実効増倍率は、ウラン−２３５含有率０．２ｗｔ％の
ケースでは基準ケース（ウラン−２３５含有率０．７ｗ
ｔ％）より小さく、運転サイクル間隔を一定に保つには
核分裂性物質量が不足（表１と表２の比較により燃料集
合体平均で０．２ｗｔ％不足）しており、燃料集合体の
交換体数を変更しないと運転サイクル間隔は短くなるこ
とになる。また、ウラン−２３５含有率１．２ｗｔ％の
ケースでは燃焼中期の中性子実効増倍率は、基準ケース
（ウラン−２３５含有率０．７ｗｔ％）より大きく、運
転サイクル間隔を一定に保つのに必要な核分裂性物質量
を上回っており（表１と表２の比較により集合体平均で
０．２ｗｔ％過剰）、また燃焼初期の中性子実効増倍率
が基準ケースに比べてかなり高くなり、新燃料の出力ピ
ーキングが高くなる。
【００１９】
【発明の効果】本発明によれば、ウラン−２３５と熱核
分裂性プルトニウムの核的価値の相違を考慮してウラン
−２３５含有率の違いによって核分裂性物質量を調整す
ることにより、中性子実効増倍率等の核的性質の変動を
抑制した燃料集合体を提供することができる。これによ
り、上記燃料集合体を装荷した炉心では、運転サイクル
間隔、出力ピーキング等の炉心特性が、燃料のウラン−
２３５含有率の変化の影響を受けず、所定の条件を満た
すことが可能となる。
分裂性プルトニウムの核的価値の相違を考慮してウラン
−２３５含有率の違いによって核分裂性物質量を調整す
ることにより、中性子実効増倍率等の核的性質の変動を
抑制した燃料集合体を提供することができる。これによ
り、上記燃料集合体を装荷した炉心では、運転サイクル
間隔、出力ピーキング等の炉心特性が、燃料のウラン−
２３５含有率の変化の影響を受けず、所定の条件を満た
すことが可能となる。
【図１】本発明の燃料集合体の製造方法の一実施例を示
す燃料集合体の横断面である。
す燃料集合体の横断面である。
【図２】本発明の一実施例を示す燃料集合体の中性子実
効増倍率の燃焼変化を示す図である。
効増倍率の燃焼変化を示す図である。
【図３】従来例の燃料集合体の中性子実効増倍率の燃焼
変化を示す図である。
変化を示す図である。
１…外層燃料棒、２…中間層燃料棒、３…内層燃料棒、
４…集合体支持棒、５…被覆管、６…外層燃料物質、７
…中間層燃料物質、８…内層燃料物質。
４…集合体支持棒、５…被覆管、６…外層燃料物質、７
…中間層燃料物質、８…内層燃料物質。
Claims (2)
- 【請求項１】 複数本数の燃料棒により燃料集合体を構
成し、それらの燃料棒の一部、またはすべてにウラン及
びプルトニウムを含む燃料物質を充填し、前記ウラン及
びプルトニウム含有燃料物質中のウラン−２３５の含有
率に応じて、前記ウラン、プルトニウム含有燃料物質中
の核分裂性物質量を変えることを特徴とする燃料集合体
の製造方法。 - 【請求項２】 請求項１において、燃焼中期の中性子実
効増倍率及び燃焼初期の局所ピーキング係数がほぼ等し
くなるよう前記ウラン、プルトニウム含有燃料物質中の
核分裂性物質量を選択することを特徴とする燃料集合体
の製造方法。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5273644A JPH07128471A (ja) | 1993-11-01 | 1993-11-01 | 燃料集合体の製造方法 |
| FR9412884A FR2712112B1 (fr) | 1993-11-01 | 1994-10-27 | Procédé pour ajuster la teneur en matière fissile dans un matériau combustible dans des assemblages combustibles nucléaires. |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5273644A JPH07128471A (ja) | 1993-11-01 | 1993-11-01 | 燃料集合体の製造方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07128471A true JPH07128471A (ja) | 1995-05-19 |
Family
ID=17530564
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5273644A Pending JPH07128471A (ja) | 1993-11-01 | 1993-11-01 | 燃料集合体の製造方法 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07128471A (ja) |
| FR (1) | FR2712112B1 (ja) |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4251321A (en) * | 1967-12-15 | 1981-02-17 | General Electric Company | Nuclear reactor utilizing plutonium |
| JPH01197693A (ja) * | 1988-02-03 | 1989-08-09 | Hitachi Ltd | 核燃料棒 |
| JPH01277798A (ja) * | 1988-04-30 | 1989-11-08 | Hitachi Ltd | 原子炉燃料集合体 |
| JPH0636047B2 (ja) * | 1988-09-02 | 1994-05-11 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 原子炉用燃料集合体 |
| JP2928606B2 (ja) * | 1990-08-29 | 1999-08-03 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
| FR2693023B1 (fr) * | 1992-06-26 | 1994-09-02 | Framatome Sa | Assemblage combustible contenant du plutonium et cÓoeur de réacteur utilisant un tel assemblage. |
-
1993
- 1993-11-01 JP JP5273644A patent/JPH07128471A/ja active Pending
-
1994
- 1994-10-27 FR FR9412884A patent/FR2712112B1/fr not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2712112A1 (fr) | 1995-05-12 |
| FR2712112B1 (fr) | 1996-01-19 |
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