JPH07191175A - 燃料集合体 - Google Patents
燃料集合体Info
- Publication number
- JPH07191175A JPH07191175A JP5331032A JP33103293A JPH07191175A JP H07191175 A JPH07191175 A JP H07191175A JP 5331032 A JP5331032 A JP 5331032A JP 33103293 A JP33103293 A JP 33103293A JP H07191175 A JPH07191175 A JP H07191175A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel assembly
- tru
- fuel
- pellet
- rod
- Prior art date
- 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
Links
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)
Abstract
(57)【要約】
【構成】燃料集合体は、核燃料棒１，チャンネルボック
ス２，水ロッド３で構成され、さらに水ロッド３の上方
にＴＲＵを含むペレット４を配置して構成された構造を
持つ。 【効果】軽水炉を用いて超ウラン元素（ネプチニウム，
アメリシウム等）を効率良く消滅できる。
ス２，水ロッド３で構成され、さらに水ロッド３の上方
にＴＲＵを含むペレット４を配置して構成された構造を
持つ。 【効果】軽水炉を用いて超ウラン元素（ネプチニウム，
アメリシウム等）を効率良く消滅できる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、超ウラン元素を効率良
く消滅させるに好適な軽水炉に装荷される燃料集合体の
構造に関する。
く消滅させるに好適な軽水炉に装荷される燃料集合体の
構造に関する。
【０００２】
【従来の技術】全発電量の中で原子力発電の割合が増加
し、今後も長期にわたり電力を安定に供給する手段の一
つと考えられている。原子炉で燃やされた燃料は、使用
済み燃料として再処理工場へ運ばれる。この使用済み燃
料から、ウランとプルトニウムを取りだしたあとに残る
廃液は、非常に強い放射能を持ち、長寿命の放射性核種
を含んでいる。これら長寿命の放射性核種は、原子力工
業 Ｖol.３５，Ｎo.５,ｐ３１に示されているが、ネプ
チニウム（以下、Ｎｐと略す），アメリシウム（以下、
Ａｍと略す）の潜在的毒性指標が高い。図２に、年摂取
限度を基準とした高レベル廃棄物の潜在的毒性指標を示
す。この図より、潜在的毒性指標は、１０4 年まではＡ
ｍが、それより長い冷却期間ではＮｐの寄与が高いこと
が分かる。そのため、Ａｍ，Ｎｐを中性子等を用いて消
滅する技術の開発が進められている。
し、今後も長期にわたり電力を安定に供給する手段の一
つと考えられている。原子炉で燃やされた燃料は、使用
済み燃料として再処理工場へ運ばれる。この使用済み燃
料から、ウランとプルトニウムを取りだしたあとに残る
廃液は、非常に強い放射能を持ち、長寿命の放射性核種
を含んでいる。これら長寿命の放射性核種は、原子力工
業 Ｖol.３５，Ｎo.５,ｐ３１に示されているが、ネプ
チニウム（以下、Ｎｐと略す），アメリシウム（以下、
Ａｍと略す）の潜在的毒性指標が高い。図２に、年摂取
限度を基準とした高レベル廃棄物の潜在的毒性指標を示
す。この図より、潜在的毒性指標は、１０4 年まではＡ
ｍが、それより長い冷却期間ではＮｐの寄与が高いこと
が分かる。そのため、Ａｍ，Ｎｐを中性子等を用いて消
滅する技術の開発が進められている。
【０００３】特開平4−1593 号公報には、図３に示すよ
うに核燃料を充填した第一の核燃料棒と、第一の核燃料
棒よりも超ウラン元素（以下、ＴＲＵと略記）を単位質
量当り多く含む核燃料を充填した第二の核燃料棒とで形
成することにより、熱的余裕を確保し長期運転・高燃焼
度化を実現する技術について述べられている。この技術
により、燃料の熱的余裕を、ＴＲＵを富化しない場合と
同等に確保することを可能とする。
うに核燃料を充填した第一の核燃料棒と、第一の核燃料
棒よりも超ウラン元素（以下、ＴＲＵと略記）を単位質
量当り多く含む核燃料を充填した第二の核燃料棒とで形
成することにより、熱的余裕を確保し長期運転・高燃焼
度化を実現する技術について述べられている。この技術
により、燃料の熱的余裕を、ＴＲＵを富化しない場合と
同等に確保することを可能とする。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】上記従来技術では、燃
料集合体を構成する核燃料棒の一部がＴＲＵを含む核燃
料棒で構成されるため、核燃料棒内の燃料（ＴＲＵを除
く燃料核種）装荷量が減少してしまうという問題点があ
った。
料集合体を構成する核燃料棒の一部がＴＲＵを含む核燃
料棒で構成されるため、核燃料棒内の燃料（ＴＲＵを除
く燃料核種）装荷量が減少してしまうという問題点があ
った。
【０００５】本発明の目的は、燃料集合体を構成する水
ロッド内の空間を有効に利用し、燃料集合体の燃料装荷
量を減少させることなくＴＲＵを消滅できる燃料集合体
構造を提供することにある。
ロッド内の空間を有効に利用し、燃料集合体の燃料装荷
量を減少させることなくＴＲＵを消滅できる燃料集合体
構造を提供することにある。
【０００６】
【課題を解決するための手段】上記目的は、燃料集合体
を構成する水ロッド内にＴＲＵを含む物質を配置するこ
とにより達成される。
を構成する水ロッド内にＴＲＵを含む物質を配置するこ
とにより達成される。
【０００７】
【作用】燃料集合体を構成する水ロッド内の上方にＴＲ
Ｕを含む物質を配置することにより、燃料集合体に装荷
される燃料装荷量を減らすことなくＴＲＵ消滅を可能と
する。
Ｕを含む物質を配置することにより、燃料集合体に装荷
される燃料装荷量を減らすことなくＴＲＵ消滅を可能と
する。
【０００８】
【実施例】本発明の一実施例を図１により説明する。図
１において、１は核燃料棒、２はチャンネルボックス、
３は水ロッド、４はＴＲＵを含むペレットである。本発
明の一実施例の燃料集合体は、核燃料棒１，チャンネル
ボックス２，水ロッド３で構成され、さらに水ロッド３
の上方にＴＲＵを含むペレット４を配置して構成された
構造を持つものである。水ロッドの上方にＴＲＵを含む
ペレット４を配置することの利点を述べる。燃料集合体
は核分裂反応により熱エネルギを発生する。核燃料棒内
にＴＲＵを混入すると燃料集合体の燃料装荷量を低下す
ることになり、中性子経済上好ましくない。そこで、燃
料装荷量を低下させることなくＴＲＵを燃料集合体に装
荷するため、水ロッド内にＴＲＵを含むペレット４を配
置している。水ロッド３は上方がＴＲＵを含むペレット
４によりふさがれているため、図４に示すように、水ロ
ッド３の側面に孔５を開けた構造をしている。また、Ｔ
ＲＵを含むペレット４は、図５に示す構造をしている。
この図において、６はジルカロイ性のＴＲＵを含むペレ
ット用被覆であり、７は二酸化ウランにＴＲＵを混入し
焼結したペレットである。
１において、１は核燃料棒、２はチャンネルボックス、
３は水ロッド、４はＴＲＵを含むペレットである。本発
明の一実施例の燃料集合体は、核燃料棒１，チャンネル
ボックス２，水ロッド３で構成され、さらに水ロッド３
の上方にＴＲＵを含むペレット４を配置して構成された
構造を持つものである。水ロッドの上方にＴＲＵを含む
ペレット４を配置することの利点を述べる。燃料集合体
は核分裂反応により熱エネルギを発生する。核燃料棒内
にＴＲＵを混入すると燃料集合体の燃料装荷量を低下す
ることになり、中性子経済上好ましくない。そこで、燃
料装荷量を低下させることなくＴＲＵを燃料集合体に装
荷するため、水ロッド内にＴＲＵを含むペレット４を配
置している。水ロッド３は上方がＴＲＵを含むペレット
４によりふさがれているため、図４に示すように、水ロ
ッド３の側面に孔５を開けた構造をしている。また、Ｔ
ＲＵを含むペレット４は、図５に示す構造をしている。
この図において、６はジルカロイ性のＴＲＵを含むペレ
ット用被覆であり、７は二酸化ウランにＴＲＵを混入し
焼結したペレットである。
【０００９】一方、ＴＲＵの中で、特に消滅しなければ
ならないものは、Ｎｐ，Ａｍ核種である。これらの核種
の中で、例えば、Ｎｐ−２３７は図６に示すように核分
裂断面積に０.５ＭeＶのしきい値を持つ。そのため、核
分裂反応によりＮｐ−２３７を核分裂生成物に分解する
には、約０.５ＭｅＶ 以上のエネルギをもつ中性子（以
下、高エネルギ中性子と呼ぶ）を必要とする。一方、中
性子エネルギが低い場合には、核分裂断面積は捕獲断面
積に比べ小さく、低エネルギの中性子が照射されると、
捕獲反応によりＮｐ−２３７は無くなるが、代わりにＮ
ｐ−２３８という他の超ウラン元素を生成することにな
る。よって、高エネルギ中性子が多ければＮｐ−２３７
を効果的に消滅することが可能となる。また、Ａｍ−２
４１，Ａｍ−２４３もＮｐ−２３７と同様の核反応断面
積を持つ。図７にＡｍ−２４１を，図８にＡｍ−２４３
の核反応断面積を示す。Ａｍ−２４１，Ａｍ−２４３も
Ｎｐ−２３７と同様に、中性子スペクトルの硬い領域に
装荷すれば、消滅を効果的に行える。
ならないものは、Ｎｐ，Ａｍ核種である。これらの核種
の中で、例えば、Ｎｐ−２３７は図６に示すように核分
裂断面積に０.５ＭeＶのしきい値を持つ。そのため、核
分裂反応によりＮｐ−２３７を核分裂生成物に分解する
には、約０.５ＭｅＶ 以上のエネルギをもつ中性子（以
下、高エネルギ中性子と呼ぶ）を必要とする。一方、中
性子エネルギが低い場合には、核分裂断面積は捕獲断面
積に比べ小さく、低エネルギの中性子が照射されると、
捕獲反応によりＮｐ−２３７は無くなるが、代わりにＮ
ｐ−２３８という他の超ウラン元素を生成することにな
る。よって、高エネルギ中性子が多ければＮｐ−２３７
を効果的に消滅することが可能となる。また、Ａｍ−２
４１，Ａｍ−２４３もＮｐ−２３７と同様の核反応断面
積を持つ。図７にＡｍ−２４１を，図８にＡｍ−２４３
の核反応断面積を示す。Ａｍ−２４１，Ａｍ−２４３も
Ｎｐ−２３７と同様に、中性子スペクトルの硬い領域に
装荷すれば、消滅を効果的に行える。
【００１０】ＴＲＵを含むペレット４は、図１に示した
ように、水ロッド３の上方に装荷される。例えば、沸騰
水型原子炉では、核燃料棒の側面を流れる軽水は、核燃
料棒の下方ではボイド率が０％、一方、上方では７０％
である。そのため、中性子スペクトルは、核燃料棒の上
方で硬くなっている。よって、沸騰水型原子炉でＮｐ−
２３７，Ａｍ−２４１，Ａｍ−２４３を効果的に消滅す
るには、中性子スペクトルの硬い、すなわち、高エネル
ギ中性子の多い水ロッド３の上方にＴＲＵを含むペレッ
ト４を配置して構成すれば良い。さらに、水ロッド３の
上方にＴＲＵを含むペレット４を配置すれば、次に述べ
る効果もある。水ロッド３を流れる軽水はボイド率が０
％であるため、軽水による中性子の減速により燃料集合
体上方の中性子スペクトルは水ロッド３がない場合に比
べ軟らかくなっている。本発明では、軽水をＴＲＵを含
むペレット４で置き換えた構造になっており中性子スペ
クトルをさらに硬くする効果もある。
ように、水ロッド３の上方に装荷される。例えば、沸騰
水型原子炉では、核燃料棒の側面を流れる軽水は、核燃
料棒の下方ではボイド率が０％、一方、上方では７０％
である。そのため、中性子スペクトルは、核燃料棒の上
方で硬くなっている。よって、沸騰水型原子炉でＮｐ−
２３７，Ａｍ−２４１，Ａｍ−２４３を効果的に消滅す
るには、中性子スペクトルの硬い、すなわち、高エネル
ギ中性子の多い水ロッド３の上方にＴＲＵを含むペレッ
ト４を配置して構成すれば良い。さらに、水ロッド３の
上方にＴＲＵを含むペレット４を配置すれば、次に述べ
る効果もある。水ロッド３を流れる軽水はボイド率が０
％であるため、軽水による中性子の減速により燃料集合
体上方の中性子スペクトルは水ロッド３がない場合に比
べ軟らかくなっている。本発明では、軽水をＴＲＵを含
むペレット４で置き換えた構造になっており中性子スペ
クトルをさらに硬くする効果もある。
【００１１】他の実施例について述べる。図１に示した
燃料集合体と同様の構造を持つが、ＴＲＵを含むペレッ
ト４の構造が異なる。図５のＴＲＵを含むペレット４の
水平方向断面積は広いため核分裂反応により発熱すると
中心部の温度が高くなる。そこで、図９に示すように二
酸化ウランにＴＲＵを混入し焼結した中空構造ペレット
７にしたものである。この図で、８は二酸化ウランにＴ
ＲＵを混入し焼結したペレット７の孔である。この構造
にすることで二酸化ウランに超ウラン元素を混入し焼結
したペレット７の最高温度を低減することが可能とな
る。
燃料集合体と同様の構造を持つが、ＴＲＵを含むペレッ
ト４の構造が異なる。図５のＴＲＵを含むペレット４の
水平方向断面積は広いため核分裂反応により発熱すると
中心部の温度が高くなる。そこで、図９に示すように二
酸化ウランにＴＲＵを混入し焼結した中空構造ペレット
７にしたものである。この図で、８は二酸化ウランにＴ
ＲＵを混入し焼結したペレット７の孔である。この構造
にすることで二酸化ウランに超ウラン元素を混入し焼結
したペレット７の最高温度を低減することが可能とな
る。
【００１２】もう一つの他の実施例について述べる。図
１に示した燃料集合体と同様の構造を持つが、ＴＲＵを
含むペレット４の構造が異なる。図５のＴＲＵを含むペ
レット４の水平方向断面積は広いため核分裂反応により
発熱すると中心部の温度が高くなる。そこで、図１０に
示すように、二酸化ウランにＴＲＵを混入し焼結したペ
レットを二領域に分ける。図１０はＴＲＵを混入し焼結
した二領域構造ペレットを示す。この図において、９は
235Ｕの濃縮度を高くした領域、１０は235Ｕの濃縮度を
低くした領域である。そして、235Ｕ の濃縮度を高くし
た領域９では、核分裂反応による発熱を高くし、235Ｕ
の濃縮度を低くした領域１０では発熱を低くできる構造
を持つ。この構造にすることで二酸化ウランに超ウラン
元素を混入し焼結したペレット７の最高温度を低減する
ことが可能となる。
１に示した燃料集合体と同様の構造を持つが、ＴＲＵを
含むペレット４の構造が異なる。図５のＴＲＵを含むペ
レット４の水平方向断面積は広いため核分裂反応により
発熱すると中心部の温度が高くなる。そこで、図１０に
示すように、二酸化ウランにＴＲＵを混入し焼結したペ
レットを二領域に分ける。図１０はＴＲＵを混入し焼結
した二領域構造ペレットを示す。この図において、９は
235Ｕの濃縮度を高くした領域、１０は235Ｕの濃縮度を
低くした領域である。そして、235Ｕ の濃縮度を高くし
た領域９では、核分裂反応による発熱を高くし、235Ｕ
の濃縮度を低くした領域１０では発熱を低くできる構造
を持つ。この構造にすることで二酸化ウランに超ウラン
元素を混入し焼結したペレット７の最高温度を低減する
ことが可能となる。
【００１３】
【発明の効果】本発明によれば、軽水炉を用いて燃料集
合体の燃料装荷量を低減することなくＮｐやＡｍ等の超
ウラン元素を、効果的に消滅することが可能となる。
合体の燃料装荷量を低減することなくＮｐやＡｍ等の超
ウラン元素を、効果的に消滅することが可能となる。
【図１】本発明の一実施例の燃料集合体を示す説明図。
【図２】年摂取限度を基準とした高レベル廃棄物の潜在
的毒性指標を示す特性図。
的毒性指標を示す特性図。
【図３】従来例を示す燃料集合体の断面図。
【図４】水ロッドの構造を示す説明図。
【図５】ＴＲＵを含むペレットの構造を示す説明図。
【図６】Ｎｐ−２３７の核反応断面積を示す特性図。
【図７】Ａｍ−２４１の核反応断面積を示す特性図。
【図８】Ａｍ−２４３の核反応断面積を示す特性図。
【図９】ＴＲＵを混入し焼結した中空構造ペレットの説
明図。
明図。
【図１０】ＴＲＵを混入し焼結した二領域構造ペレット
の説明図。
の説明図。
１…核燃料棒、２…チャンネルボックス、３…水ロッ
ド、４…ＴＲＵを含むペレット。
ド、４…ＴＲＵを含むペレット。
Claims (8)
- 【請求項１】核燃料棒と水ロッドからなる燃料集合体に
おいて、前記水ロッド内に超ウラン元素を含む物質を備
えたことを特徴とする燃料集合体。 - 【請求項２】請求項１において、前記超ウラン元素を含
む物質が前記水ロッドの上方に装荷される燃料集合体。 - 【請求項３】請求項１において、前記水ロッドは前記超
ウラン元素を含む物質を装荷した位置より下方に孔のあ
いている構造を持つ燃料集合体。 - 【請求項４】請求項１において、前記超ウラン元素を含
む物質はＮｐ−２３７，Ａｍ−241,Ａｍ−２４３のう
ち、少なくとも一種類の物質で構成される燃料集合体。 - 【請求項５】請求項１において、前記超ウラン元素を含
む物質は、二酸化ウランに超ウラン元素を混入し焼結し
たペレットである燃料集合体。 - 【請求項６】請求項５において、前記ペレットは中空構
造である燃料集合体。 - 【請求項７】請求項１から請求項６の複数項目を含む燃
料集合体。 - 【請求項８】請求項７の前記燃料集合体を一体以上装荷
した原子炉の炉心。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5331032A JPH07191175A (ja) | 1993-12-27 | 1993-12-27 | 燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5331032A JPH07191175A (ja) | 1993-12-27 | 1993-12-27 | 燃料集合体 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07191175A true JPH07191175A (ja) | 1995-07-28 |
Family
ID=18239068
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5331032A Pending JPH07191175A (ja) | 1993-12-27 | 1993-12-27 | 燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07191175A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2017032408A (ja) * | 2015-07-31 | 2017-02-09 | 株式会社東芝 | 超ウラン元素変換燃料集合体、超ウラン元素変換炉心および超ウラン元素変換燃料集合体設計方法 |
-
1993
- 1993-12-27 JP JP5331032A patent/JPH07191175A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2017032408A (ja) * | 2015-07-31 | 2017-02-09 | 株式会社東芝 | 超ウラン元素変換燃料集合体、超ウラン元素変換炉心および超ウラン元素変換燃料集合体設計方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Rodriguez et al. | Deep-Burn: making nuclear waste transmutation practical | |
| EP0456969B1 (en) | Boiling water reactor core | |
| Simnad | Nuclear reactor materials and fuels | |
| Ko et al. | Analysis of nuclear proliferation resistance of DUPIC fuel cycle | |
| Jahshan et al. | An evaluation of the deployment of AIROX-recycled fuel in pressurized water reactors | |
| JP2953844B2 (ja) | 超ウラン元素の消滅処理炉心 | |
| Gill | The potential impact of fast reactors and fuel recycling schemes on the UK's nuclear waste inventory | |
| JPH06194477A (ja) | 核燃料棒 | |
| JPH05232276A (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JPH07191175A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH06331768A (ja) | 核燃料棒 | |
| Kim et al. | Coupling of an innovative small PWR and advanced sodium‐cooled fast reactor for incineration of TRU from once‐through PWRs | |
| JPH02184792A (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JPH06347579A (ja) | 高速増殖炉の炉心及び燃料集合体 | |
| JPH07244182A (ja) | 燃料集合体及び原子炉炉心 | |
| CN115116639B (zh) | 轻水反应堆燃料集合体及核燃料循环的运用方法 | |
| Rineiski et al. | Proliferation-resistant fuel options for thermal and fast reactors avoiding neptunium production | |
| Wigeland et al. | Repository benefits of partitioning and transmutation | |
| RU2791731C1 (ru) | Урановая тепловыделяющая сборка легководного реактора и способ функционирования ядерного топливного цикла | |
| JPH0545482A (ja) | 燃料集合体 | |
| JP5410653B2 (ja) | 高速炉の炉心及び高速炉の燃料取り扱い方法 | |
| Kloosterman et al. | Transmutation of americium in fission reactors | |
| JPH04268489A (ja) | 高速増殖炉の炉心及び使用する燃料集合体、制御棒集合体並びに超ウラン元素廃棄物の消滅方法 | |
| JPH0493694A (ja) | 超ウラン元素消滅処理用燃料および燃料集合体 | |
| JP2972255B2 (ja) | 原子炉 |