JPS6241354B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPS6241354B2 JPS6241354B2 JP55161948A JP16194880A JPS6241354B2 JP S6241354 B2 JPS6241354 B2 JP S6241354B2 JP 55161948 A JP55161948 A JP 55161948A JP 16194880 A JP16194880 A JP 16194880A JP S6241354 B2 JPS6241354 B2 JP S6241354B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- pellet
- enrichment
- pellets
- region
- 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.)
- Expired
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 53
- 239000008188 pellet Substances 0.000 claims description 52
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 9
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 9
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 14
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 10
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 7
- 239000010410 layer Substances 0.000 description 7
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 6
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 3
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 3
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 3
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000002356 single layer Substances 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
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)
Description
本発明は核燃料ペレツトに係り、特に内側領域
および外径側領域を互いに異なつた特性の燃料物
質によつて夫々形成した二層構造を備えた軽水炉
もしくは重水炉用の核燃料ペレツトに関する。 従来、軽水炉もしくは重水炉用の燃料ペレツト
としてはペレツト全断面を均質な燃料物質で形成
した一領域ペレツトが広く使用されているが、内
側領域の濃縮度を外径側領域より低くした多層燃
料ペレツトも考えられている。後者の形式のペレ
ツトは、ペレツト中心部の濃縮度を相対的に下げ
ることにより発生出力を押え、燃焼に伴なつて発
生する核分裂生成物質(F.P.)の量を低減し、
F.P.ガス圧力を下げることにより燃料健全性を高
めることを目的としている。しかし両者とも燃料
経済性を示す指標である燃料転換比(生成する核
分裂性物質の量/消滅する核分裂性物質の量)を
向上するための対策はほどこされていない。重水
炉および軽水炉とも転換比は0.6〜0.7であり、転
換比が1.0以上ある高速炉にくらべて燃料経済性
や省ウラン資源の面で見劣りがする。 本発明の目的は燃料ペレツトの断面方向に濃縮
度差をつけることによつて燃料経済性のすぐれた
燃料ペレツトを提供することである。 すなわち、本発明は形状断面の内側領域および
この内側領域をかこむ外径側領域を互いに核的特
性の異なる燃料物質によつて夫々形成してなる二
層構造を備えた核燃料ペレツトにおいて、前記内
側領域を形成する燃料物質の濃縮度よりも前記外
径側領域を形成する燃料物質の濃縮度をより低く
したことを特徴とする。 以下、まず本発明の原理を詳細に説明する。第
1図に示す原子炉燃料棒の構造においては、燃料
ペレツト1がひふく管2の内部に多数個積み上げ
られている。従来の燃料ペレツトでは、その水平
断面を表わす第2図に示すように、径方向濃縮度
は一様であり、一領域形式となされている。燃料
転換比に寄与の大きい 238Uの共鳴吸収断面積D
(4.0〜9.9eV)の半径方向(中心Oより外径R側
への方向)変化を第3図に示す。燃料ペレツト外
表面R近辺では、共鳴吸収の自己しやへい効果が
中心部Oにくらべて小さいため共鳴吸収断面積D
は外表面Rに近づくにつれ急激に大きくなり、そ
の差は外表面では約10%に達する。次に低エネル
ギ中性子束Φ(10eV以下)の径方向分布は第4
図のようになる。燃料外部の減速材領域で減速さ
れた中性子が燃料ペレツト内に流れ込んでくるた
め外表面で約20%盛り上つた分布をしている。ま
た第5図に示すように、燃料濃縮度E(w/v)
と転換比Cの関係は一般に濃縮度Eが低いほど転
換比が増大する傾向にある。これは 238U共鳴吸
収しやへい効果が小さく、中性子スペクトルが軟
らかい(低エネルギ中性子の割合が多い)ことが
主な原因である。 以上、従来の一領域燃料ペレツトの核的特性に
ついて一般的傾向を示したが、本発明は前記の三
つの効果、すなわち燃料ペレツト外周部では、(1)
238U共鳴吸収断面が大きく、(2)低エネルギ中性
子の割合が高くそして(3)低濃縮度燃料ほど転換比
が高いことを考慮し、燃料ペレツトの外周部の濃
縮度を低くすることにより転換比を高めるもので
ある。 第6図は燃焼に伴なう径方向出力分布の変化を
示す。燃焼とともにプルトニウムの生成割合の差
が大きくなり、出力(相対出力比P)は燃焼(燃
焼度B)とともに外周部Rで盛り上つていく。第
7図は燃焼度B(30GWd/t)の出力分布を濃
縮度E3.0w/vと天然ウラン(E0.7w/v)の燃
料ペレツトに対し示したものであるが、低濃縮度
ほど外周部Rの出力は高い。この傾向はペレツト
最外層(体積比で約2%)の相対出力比PMの濃
縮度Eおよび燃焼度Bに伴なう変化を示す第8図
および第9図によつても明らかに示されている。
239Puの出力分担割合の燃料ペレツト半径方向
(最小層LMおよび中心部O)依存性および燃焼度
B依存性を第10図および第11図に示した。
239Puの出力分担割合Ppuはほぼ 239Puの生成割合
に対応していると考えられるので、これらの図か
ら 239Puの生成は燃料ペレツト外周部で濃縮度が
低いほど大きくなることが確認できる。 以上の説明は本発明の原理を実証するためのデ
ータを示したものである。第12図に燃料ペレツ
トの平均出力1.0で規格化した相対出力分布PRを
示す。本発明において有効な内側領域と外径側領
域との間の分割点としては、出力がペレツト平均
出力レベル1.0をこえる相対的半径Φが0.8以上の
点が特に適当である。これより内側に低濃縮ウラ
ンを装荷しても本発明の効果はほとんど得られな
い。逆に、濃縮度が高く出力分担割合の大きい内
側領域の体積を大巾に減らすと、燃料ペレツト全
体で一定の出力を発生するために内側領域の濃縮
度を高めることが必要となり、中心温度の上昇や
F.P.ガス圧の増大をまねき燃料健全性の面から好
ましくない。 二層構造における前記濃縮度の関係を逆にして
ペレツト内側領域の濃縮度を外径側領域より低く
した形式の従来の燃料ペレツトでは、燃料健全性
の面からの対策を施したものであるが燃料転換比
は上記の理由から一領域燃料ペレツトよりも劣
る。また燃料ペレツトの外側を金属天然ウランで
とりまくことも考えられるが実用上再処理が困難
となる。 以下本発明を実施例について説明する。 本発明による実施例1の燃料ペレツト基本仕様
を第1表に示す。
および外径側領域を互いに異なつた特性の燃料物
質によつて夫々形成した二層構造を備えた軽水炉
もしくは重水炉用の核燃料ペレツトに関する。 従来、軽水炉もしくは重水炉用の燃料ペレツト
としてはペレツト全断面を均質な燃料物質で形成
した一領域ペレツトが広く使用されているが、内
側領域の濃縮度を外径側領域より低くした多層燃
料ペレツトも考えられている。後者の形式のペレ
ツトは、ペレツト中心部の濃縮度を相対的に下げ
ることにより発生出力を押え、燃焼に伴なつて発
生する核分裂生成物質(F.P.)の量を低減し、
F.P.ガス圧力を下げることにより燃料健全性を高
めることを目的としている。しかし両者とも燃料
経済性を示す指標である燃料転換比(生成する核
分裂性物質の量/消滅する核分裂性物質の量)を
向上するための対策はほどこされていない。重水
炉および軽水炉とも転換比は0.6〜0.7であり、転
換比が1.0以上ある高速炉にくらべて燃料経済性
や省ウラン資源の面で見劣りがする。 本発明の目的は燃料ペレツトの断面方向に濃縮
度差をつけることによつて燃料経済性のすぐれた
燃料ペレツトを提供することである。 すなわち、本発明は形状断面の内側領域および
この内側領域をかこむ外径側領域を互いに核的特
性の異なる燃料物質によつて夫々形成してなる二
層構造を備えた核燃料ペレツトにおいて、前記内
側領域を形成する燃料物質の濃縮度よりも前記外
径側領域を形成する燃料物質の濃縮度をより低く
したことを特徴とする。 以下、まず本発明の原理を詳細に説明する。第
1図に示す原子炉燃料棒の構造においては、燃料
ペレツト1がひふく管2の内部に多数個積み上げ
られている。従来の燃料ペレツトでは、その水平
断面を表わす第2図に示すように、径方向濃縮度
は一様であり、一領域形式となされている。燃料
転換比に寄与の大きい 238Uの共鳴吸収断面積D
(4.0〜9.9eV)の半径方向(中心Oより外径R側
への方向)変化を第3図に示す。燃料ペレツト外
表面R近辺では、共鳴吸収の自己しやへい効果が
中心部Oにくらべて小さいため共鳴吸収断面積D
は外表面Rに近づくにつれ急激に大きくなり、そ
の差は外表面では約10%に達する。次に低エネル
ギ中性子束Φ(10eV以下)の径方向分布は第4
図のようになる。燃料外部の減速材領域で減速さ
れた中性子が燃料ペレツト内に流れ込んでくるた
め外表面で約20%盛り上つた分布をしている。ま
た第5図に示すように、燃料濃縮度E(w/v)
と転換比Cの関係は一般に濃縮度Eが低いほど転
換比が増大する傾向にある。これは 238U共鳴吸
収しやへい効果が小さく、中性子スペクトルが軟
らかい(低エネルギ中性子の割合が多い)ことが
主な原因である。 以上、従来の一領域燃料ペレツトの核的特性に
ついて一般的傾向を示したが、本発明は前記の三
つの効果、すなわち燃料ペレツト外周部では、(1)
238U共鳴吸収断面が大きく、(2)低エネルギ中性
子の割合が高くそして(3)低濃縮度燃料ほど転換比
が高いことを考慮し、燃料ペレツトの外周部の濃
縮度を低くすることにより転換比を高めるもので
ある。 第6図は燃焼に伴なう径方向出力分布の変化を
示す。燃焼とともにプルトニウムの生成割合の差
が大きくなり、出力(相対出力比P)は燃焼(燃
焼度B)とともに外周部Rで盛り上つていく。第
7図は燃焼度B(30GWd/t)の出力分布を濃
縮度E3.0w/vと天然ウラン(E0.7w/v)の燃
料ペレツトに対し示したものであるが、低濃縮度
ほど外周部Rの出力は高い。この傾向はペレツト
最外層(体積比で約2%)の相対出力比PMの濃
縮度Eおよび燃焼度Bに伴なう変化を示す第8図
および第9図によつても明らかに示されている。
239Puの出力分担割合の燃料ペレツト半径方向
(最小層LMおよび中心部O)依存性および燃焼度
B依存性を第10図および第11図に示した。
239Puの出力分担割合Ppuはほぼ 239Puの生成割合
に対応していると考えられるので、これらの図か
ら 239Puの生成は燃料ペレツト外周部で濃縮度が
低いほど大きくなることが確認できる。 以上の説明は本発明の原理を実証するためのデ
ータを示したものである。第12図に燃料ペレツ
トの平均出力1.0で規格化した相対出力分布PRを
示す。本発明において有効な内側領域と外径側領
域との間の分割点としては、出力がペレツト平均
出力レベル1.0をこえる相対的半径Φが0.8以上の
点が特に適当である。これより内側に低濃縮ウラ
ンを装荷しても本発明の効果はほとんど得られな
い。逆に、濃縮度が高く出力分担割合の大きい内
側領域の体積を大巾に減らすと、燃料ペレツト全
体で一定の出力を発生するために内側領域の濃縮
度を高めることが必要となり、中心温度の上昇や
F.P.ガス圧の増大をまねき燃料健全性の面から好
ましくない。 二層構造における前記濃縮度の関係を逆にして
ペレツト内側領域の濃縮度を外径側領域より低く
した形式の従来の燃料ペレツトでは、燃料健全性
の面からの対策を施したものであるが燃料転換比
は上記の理由から一領域燃料ペレツトよりも劣
る。また燃料ペレツトの外側を金属天然ウランで
とりまくことも考えられるが実用上再処理が困難
となる。 以下本発明を実施例について説明する。 本発明による実施例1の燃料ペレツト基本仕様
を第1表に示す。
【表】
この例はペレツト平均濃縮度を3.0w/vと
し、外側領域を体積比で10%として天然ウランを
装荷した例である。外側領域が天然ウランである
ため中性子スペクトルが軟らかく、 238Uの熱エ
ネルギ吸収断面積は約20%大きく、熱エネルギ中
性子束は2倍以上大きくなるため転換比は向上す
る。重水炉への適用例では、燃料ペレツト平均の
転換比を濃縮度3w/oの従来型燃料ペレツトに
くらべ約10%向上する。燃料ペレツトの発生する
出力の約95%を内側領域で分担しており、ペレツ
ト中心温度は約8%上昇する。F.P.放出率は約2
%増大するが、ガス圧の上昇は約0.1Kg/c.c.に留
まり問題とならない。 実施例2の燃料ペレツト基本仕様を第2表に示
す。
し、外側領域を体積比で10%として天然ウランを
装荷した例である。外側領域が天然ウランである
ため中性子スペクトルが軟らかく、 238Uの熱エ
ネルギ吸収断面積は約20%大きく、熱エネルギ中
性子束は2倍以上大きくなるため転換比は向上す
る。重水炉への適用例では、燃料ペレツト平均の
転換比を濃縮度3w/oの従来型燃料ペレツトに
くらべ約10%向上する。燃料ペレツトの発生する
出力の約95%を内側領域で分担しており、ペレツ
ト中心温度は約8%上昇する。F.P.放出率は約2
%増大するが、ガス圧の上昇は約0.1Kg/c.c.に留
まり問題とならない。 実施例2の燃料ペレツト基本仕様を第2表に示
す。
【表】
ペレツト平均濃縮度、外側領域中および組成は
実施例1と同一とし、ペレツト中心に体積比で10
%の中空領域を設けたホローペレツトの例であ
る。転換比は、実施例1と同じく約10%向上す
る。内側領域の濃縮度は約10%増大し、燃料温度
は約10%上昇するが、ホローペレツトとすること
によりF.P.ガス圧は中実ペレツトの約1/2になり
問題とならない。また、燃料ペレツトひずみ量も
ホローペレツトとすることにより約2/3に低減で
き、燃料健全性は大巾に向上する。 実施例3の燃料ペレツト基本仕様を第3表に示
した。
実施例1と同一とし、ペレツト中心に体積比で10
%の中空領域を設けたホローペレツトの例であ
る。転換比は、実施例1と同じく約10%向上す
る。内側領域の濃縮度は約10%増大し、燃料温度
は約10%上昇するが、ホローペレツトとすること
によりF.P.ガス圧は中実ペレツトの約1/2になり
問題とならない。また、燃料ペレツトひずみ量も
ホローペレツトとすることにより約2/3に低減で
き、燃料健全性は大巾に向上する。 実施例3の燃料ペレツト基本仕様を第3表に示
した。
【表】
ペレツト平均濃縮度および領域分割は実施例1
と同一であるが、外側領域に減損ウランを使用し
た例である。中性子スペクトルの軟化がさらにす
すみ、転換比は従来型燃料ペレツトにくらべ約15
%向上する。内側領域の濃縮度が約2%高くな
り、中心温度がわずか上昇するが、実施例1で述
べたように問題とならない。また、実施例2に示
したようにホローペレツトとする対策もあり、燃
料健全性を損なうことなく高い性能を実現でき
る。 叙上のように本発明によれば、軽水炉もしくは
重水炉の核燃料の転換比を向上させ燃料経済性を
高めることができる。
と同一であるが、外側領域に減損ウランを使用し
た例である。中性子スペクトルの軟化がさらにす
すみ、転換比は従来型燃料ペレツトにくらべ約15
%向上する。内側領域の濃縮度が約2%高くな
り、中心温度がわずか上昇するが、実施例1で述
べたように問題とならない。また、実施例2に示
したようにホローペレツトとする対策もあり、燃
料健全性を損なうことなく高い性能を実現でき
る。 叙上のように本発明によれば、軽水炉もしくは
重水炉の核燃料の転換比を向上させ燃料経済性を
高めることができる。
第1図は原子炉燃料棒の要部の断面図、第2図
は第1図の−矢視図、第3図ないし第12図
は夫々核燃料ペレツトにおける燃料の各種核特性
を示す図である。 1……燃料ひふく管、2……燃料ペレツト、O
……ペレツト中心、R……ペレツト外周部、D…
… 238U共鳴吸収断面積(バーン)、Φ……中性子
束分布、B……燃焼度(GWd/t)、C……転換
比、E……濃縮度(w/v)、P……相対出力
比、PM……最外層相対出力、Ppu…… 239Pu出
力分担割合(相対値)、PR……相対出力分布、φ
……ペレツト半径(相対値)。
は第1図の−矢視図、第3図ないし第12図
は夫々核燃料ペレツトにおける燃料の各種核特性
を示す図である。 1……燃料ひふく管、2……燃料ペレツト、O
……ペレツト中心、R……ペレツト外周部、D…
… 238U共鳴吸収断面積(バーン)、Φ……中性子
束分布、B……燃焼度(GWd/t)、C……転換
比、E……濃縮度(w/v)、P……相対出力
比、PM……最外層相対出力、Ppu…… 239Pu出
力分担割合(相対値)、PR……相対出力分布、φ
……ペレツト半径(相対値)。
Claims (1)
- 1 形状断面の内側領域およびこの内側領域をか
こむ外径側領域を互いに核的特性の異なる燃料物
質によつて夫々形成してなる二層構造を備えた核
燃料ペレツトにおいて、前記内側領域を形成する
燃料物質の濃縮度よりも前記外径側領域を形成す
る燃料物質の濃縮度をより低くしたことを特徴と
する前記核燃料ペレツト。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP55161948A JPS5786781A (en) | 1980-11-19 | 1980-11-19 | Nuclear fuel pellet |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP55161948A JPS5786781A (en) | 1980-11-19 | 1980-11-19 | Nuclear fuel pellet |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5786781A JPS5786781A (en) | 1982-05-29 |
| JPS6241354B2 true JPS6241354B2 (ja) | 1987-09-02 |
Family
ID=15745082
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP55161948A Granted JPS5786781A (en) | 1980-11-19 | 1980-11-19 | Nuclear fuel pellet |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5786781A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0427179A (ja) * | 1990-05-22 | 1992-01-30 | Matsushita Electric Ind Co Ltd | レーザ装置 |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103366836B (zh) * | 2013-04-01 | 2016-01-06 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 核燃料芯块、制作方法及核反应堆 |
-
1980
- 1980-11-19 JP JP55161948A patent/JPS5786781A/ja active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0427179A (ja) * | 1990-05-22 | 1992-01-30 | Matsushita Electric Ind Co Ltd | レーザ装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5786781A (en) | 1982-05-29 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5349618A (en) | BWR fuel assembly having oxide and hydride fuel | |
| RU2639712C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка для ядерного реактора | |
| JPH0536757B2 (ja) | ||
| US5991354A (en) | Nuclear fuel pellet | |
| JPS6171389A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPS6241354B2 (ja) | ||
| JPH03262993A (ja) | 燃料集合体および原子炉 | |
| JPH01277798A (ja) | 原子炉燃料集合体 | |
| JPH04357493A (ja) | 燃料集合体の構造 | |
| JPS6151275B2 (ja) | ||
| JP2003107183A (ja) | 熱中性子原子炉用mox燃料集合体 | |
| JPH0345354B2 (ja) | ||
| JPH0636047B2 (ja) | 原子炉用燃料集合体 | |
| JPH041593A (ja) | 燃料集合体 | |
| Wang et al. | Preliminary study on physical characteristics of single‐pass super‐critical water‐cooled reactor core | |
| JPS6361990A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH04256892A (ja) | 軽水炉用燃料 | |
| JP2860615B2 (ja) | プルトニウム専焼用燃料集合体 | |
| JPH0452914B2 (ja) | ||
| JPS58131588A (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| JPS6176982A (ja) | 燃料集合体内燃料配置方法 | |
| JPS5814080A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH0413677B2 (ja) | ||
| Saji et al. | Control rod worth in high conversion PWR | |
| JPH01197693A (ja) | 核燃料棒 |