JPH07119818B2 - 燃料集合体および原子炉 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、燃料親物質から核分裂性物質への転換比の高
い軽水冷却軽水減速原子炉およびそれに用いる燃料集合
体に係わり、特にボイド係数を改善し安全裕度の大きい
ウラン・プルトニウム混合燃料充填燃料集合体およびそ
れを装荷した原子炉に関する。

〔従来の技術〕

原子炉の内部では核分裂反応によりウラン−235などの
核分裂性生成物が消費されるが、一方では、ウラン−23
8の中性子吸収反応によりプルトニウム−239などの新た
な核分裂性物質が生成される。使用済燃料集合体取出時
の核分裂性物質の生成率と核分裂性物質の消費率の比を
転換比と称するが、通常の軽水冷却減速型原子炉では0.
5程度である。そこで、エネルギー源としてのウラン資
源を節約するために転換比を高めることが考えられてい
る。

特開平１−227993号公報には、核燃料物質を充填した複
数の燃料棒を集合体平均での実効的な水対燃料体積比が
0.4以下になるように稠密に配列した多数の燃料集合体
を冷却材が流れる沸騰水型原子炉の炉心に装荷すること
によつて転換比を1.0近傍に高めることが示されてい
る。すなわち、その燃料集合体によれば消費したプルト
ニウム−239及びウラン−235などの核分裂性物質とほぼ
同量の核分裂性物質がプルトニウム−239などとして得
られる。したがつて、この核分裂性プルトニウムを天然
ウラン、または使用済燃料の再処理で得られる回収ウラ
ン、濃縮作業で得られる劣化ウラン、微濃縮ウラン、の
いずれか、または混合物に富化せしめて、ウラン・プル
トニウム混合燃料と為し、原子炉に装荷して燃焼させる
ことができる。この燃焼によつて消費した核分裂性物質
とほぼ同量の核分裂性プルトニウムが再び得られる。こ
の核分裂性プルトニウムを用いて、再度、天然ウランな
どの燃料を富化し、ウラン・プルトニウム混合燃料と為
し、原子炉に装荷して燃焼させる。このようなサイクル
をくりかえすことによりプルトニウムを有効に利用で
き、ウラン資源を節約できる。

しかし、ウラン・プルトニウム混合燃料の装荷は原子炉
の炉心特性に影響を及ぼす。すなわち、通常の沸騰水型
原子炉のごとく炉心の実効的な水対燃料体積比が2.0近
傍で中性子スペクトルが軟らかい場合には、ウラン・プ
ルトニウム混合燃料のボイド係数、すなわち減速材のボ
イド率変化に伴う反応度の変化は濃縮ウラン燃料のボイ
ド係数にくらべて一層負側の値であるが、転換比を高め
るため燃料を稠密配置として水対燃料体積比を小さくす
ると正に近づく傾向があり、上記特開平１−227993号公
報記載の実効的な水対燃料体積比0.4の炉心では正の値
となる。一般に原子炉の異常な過渡変化時や事故時の安
全性は出力係数が指標として用いられる。出力係数は単
位出力変化時の反応度の変化割合を示す量で、ボイド係
数と温度変化による反応度の変化を示すドツプラー係数
の和として表わされる。上記公報記載の炉心はボイド係
数は正であるがドツプラー係数は負でその絶対値が大き
いため出力係数としては負となり、安全上は支障がな
い。しかし、ボイド係数の正の値を小さくする、または
負の値にすることは原子炉安全性の裕度を高める効果が
あり望ましいことである。なお、特開平１−227993号に
記載された燃料集合体の核分裂性プルトニウム富化度
は、その軸方向において一様である。

〔発明が解決しようとする課題〕

上記従来技術のかかえるボイド係数改善の課題、すなわ
ちボイド係数の正の値を小さくする、または負にすると
云う課題に対するひとつの手段として、炉心の直径対高
さの比を小さくすることにより炉心からの中性子漏れ量
の変化を大きくする方法がある。

炉心のボイド係数は、ボイド率変化による中性子無限増
倍率の変化と中性子漏れ量の変化を合わせたものである
から、中性子の漏れ易い炉心を構成すればボイド率が変
化して中性子が増加しても漏れる量も増加して無限増倍
率の変化が抑制される。すなわち、ボイド係数に対して
はその値を小さくする、または負にする効果がある。し
かし、中性子の漏れ易い炉心とするため定常状態におけ
る中性子漏れ量が増大し、反応度が低下するという問題
がある。

本発明は上記の点に鑑み、反応度を低下させることな
く、原子炉炉心のボイド係数を改善するのに有効なウラ
ン・プルトニウム混合燃料充填燃料集合体および原子炉
を提供することを目的とする。

〔課題を解決するための手段〕

上記目的は、軽水冷却・軽水減速原子炉に稠密に配置す
るウラン・プルトニウム混合燃料充填燃料集合体におい
て、燃料有効長部の軸方向全長を２等分する２領域の各
領域の平均的な核分裂性プルトニウム富化度を冷却材流
れの上流側すなわち燃料集合体の下部側に位置する領域
の方が下流側よりも高いようにした燃料集合体とするこ
とによつて達成される。

また、上記燃料集合体を装荷した原子炉においても同じ
目的が達成される。

〔作用〕

以下、本発明の作用を第２図，第３図を用いて説明す
る。

第２図に高転換比を目的として実効的な水対燃料体積比
を小なる値（一例として0.24）に一定に保持した場合の
プルトニウム富化度および燃焼度とボイド係数との関係
を示す。この関係は転換比1.0以上が得られる実効的な
水対燃料体積比0.4以下の稠密燃料集合体配列炉心にお
いて共通に成立する関係である。第２図において同じ燃
焼度ではプルトニウム富化度の低い燃料の方が高い燃料
よりもボイド係数は小さい。燃焼の進行とともにその差
は縮まるが、軽水炉の燃料として想定されている燃焼度
範囲、すなわち45GWd/t程度ではその差はいぜんとして
保られ、逆転することはない。

第３図には、幾何学的な水対燃料体積比を0.5とし、同
じ燃焼度の燃料について燃焼平均のボイド率（燃焼期間
中のボイド率の平均値）とボイド係数との関係を示す。
同図には同じプルトニウム富化度の燃料を用いても燃焼
平均のボイド率が高いほどボイド率変化による中性子無
限増倍率変化の割合が大きくなり、ボイド係数が大きく
なることが示されている。

沸騰水型原子炉では燃料集合体の軸方向に沿つて下から
上方に向つて流れる冷却材の下流側でボイド率が高い。
そのため下流側の燃焼平均ボイド率も高く、冷却材下流
側領域の燃料は上流側領域の燃料よりもボイド係数が大
きくなる。したがつて、燃焼平均ボイド率の高い冷却材
下流側領域に上流側領域燃料よりもプルトニウム富化度
の低い燃料を用いれば、第２図に示したプルトニウム富
化度とボイド係数との関連の解析結果から明らかなよう
に、高ボイド率に起因するボイド係数の増大が低富化度
の採用によつて抑制され、炉心のボイド係数を低く維持
することができる。

以上は沸騰水型原子炉を例にとつて本発明に係わる作用
を説明したが、同様な作用は通常運転時ボイドが発生し
ない加圧水型原子炉についてもボイド率を実効的な水対
燃料体積比に置き換えることでもたらされる。すなわ
ち、冷却材下流側では水温が上昇するため水の密度が低
下し、実効的な水対燃料体積比が減少する。この減少は
沸騰水型原子炉においてボイド率が高くなつたことに相
当する。そのため、冷却材下流側領域の燃料のボイド係
数は上流側領域の燃料のボイド係数よりも高くなる傾向
にある。したがつて、本発明を実施して冷却材下流側領
域の燃料のプルトニウム富化度を上流側領域の燃料の富
化度より下げることによつて沸騰水型原子炉を例にとつ
て説明した上記作用が加圧水型原子炉についてももたら
される。

〔実施例〕

（実施例１） 本発明の一実施例を第１図および第４図により説明す
る。

第１図は本実施例に係わる燃料集合体の構成を示す横断
面図（ａ）および燃料集合体の燃料有効長部の構成を示
す縦断面図（ｂ）である。

本実施例の燃料集合体は転換比が1.0近傍となるように
実効的な水対燃料体積比が0.4以下となるよう稠密に配
置された複数の燃料棒を含み、沸騰水型原子炉に装荷さ
れるものである。また、燃料有効長部とはウラン・プル
トニウム混合燃料または濃縮ウラン燃料が充填された領
域をいう。この燃料集合体１は第１図（ａ）に横断面を
示すごとく六角形状をしており、チヤンネルボツクス２
および六角稠密格子状に配置された151本の燃料棒３と1
8本の制御棒案内管４とから構成されている。燃料棒３
の外径は11.8mm、燃料棒間隔は1.3mmで、集合体内の幾
何学的な水対燃料体積比は0.5である。この配置では、
たとえばボイド率が20％のときに実効的な水対燃料体積
比は約0.4となり、ボイド率55％のときに水対燃料体積
比は0.24となる。燃料棒３内には、第１図（ｂ）に縦断
面として燃料集合体の燃料有効長部の概略構成を示すご
とく燃料有効長部の軸方向下部1/2の領域は核分裂性プ
ルトニウム平均富化度7.0％（以下、重量パーセントで
示す）のウラン・プルトニウム混合酸化物燃料15で、上
部1/2の領域は核分裂性プルトニウム平均富化度6.0％の
ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料11で構成する。燃
料集合体平均の富化度は6.5％である。この燃料集合体
は、燃料集合体の燃料有効長部を軸方向で等分して想定
する上部および下部の２領域の境界と、実際に富化度に
異なる２領域の境界とが一致する実施例であつて、上部
および下部の各領域の平均富化度は各々6.0％および7.0
％である。

この燃料集合体は軸方向に鉛直に原子炉内に装荷され、
冷却材は燃料集合体下部から上部方向へ、すなわち上昇
流として流れる。本実施例ではプルトニウムを天然ウラ
ンに富化しているが、使用済燃料の再処理によつて得ら
れる回収ウラン，濃縮作業で生成する劣化ウラン，微濃
縮ウランのいずれか、または混合物に富化することもで
きる。また、燃料有効長部の端の外側に、中性子の炉心
からの漏れを低減するため、さらには中性子遮蔽のため
天然ウランまたは劣化ウランの酸化物焼結体を挿入する
こともできる。

第４図は本実施例に係わる燃料集合体を装荷した原子炉
炉心の構成を示す炉心の断面図である。炉心５には第１
図（ａ）に横断面を示す燃料集合体１が601体装荷され
る。この炉心の仕様を表１に示す。

この炉心に製装された燃料集合体では、燃料の核分裂に
よる発熱によつて燃料有効長部の軸方向中央部附近より
上方で冷却材が沸騰しボイドが増大する。そのため、燃
料有効長部の上部領域は燃焼平均ボイド率が高く、ボイ
ド係数が大きくなる領域である。したがつて、本発明を
実施してこの領域の燃料の核分裂性プルトニウム富化度
を低くしてボイド係数の増大を抑制することは、この領
域において特に効果的である。一方、プルトニウム富化
度を下げることに起因する反応度の低下は燃料有効長部
下部領域の燃料の核分裂性プルトニウム富化度を高める
ことで保償するが、燃焼平均ボイド率が小さく実効的な
水対燃料体積比が上部領域よりも相対的に大きい下部領
域は燃焼が進み易くこの領域の燃料の富化度を高めて反
応度増加を重点的に負担させることは特に効果的であ
る。

上記本実施例に係わる燃料集合体を装荷した炉心におい
ては、個々の燃料集合体の有する効果が綜合的に発揮さ
れる。すなわち本実施例の燃料集合体を製装した炉心
と、本実施例に係わる燃料集合体の集合体平均富化度と
同じ6.5％に一様に燃料有効長部を核分裂性プルトニウ
ムで富化した燃料集合体を装荷した炉心とを比較する
と、上記本実施例に係わる燃料集合体の有するボイド係
数抑制効果および反応度増加効果を綜合して、炉心のボ
イド係数は約0.4×10^-4ΔK/K/％void小さくなり、また
反応度は約0.1％ΔK/K増大し、反応度を低下させること
なく原子炉炉心のボイド係数を改善するという目的が達
成される。

特開昭60−66187号公報には、従来の沸騰水型原子炉に
装荷する燃料集合体において、燃料集合体を上領域と下
領域に２分割し、前記下領域に上領域よりも多重のウラ
ン・プルトニウム混合酸化物を含有させることを特徴と
する燃料集合体が述べられているが、従来の沸騰水型原
子炉に装荷するように燃料集合体が構成されている点が
本発明と異なる。そのため、たとえば前記公報第２図に
示されるこの燃料集合体を装荷した炉心のボイド係数と
ボイド率の関係において、ウラン燃料およびプルトニウ
ム燃料共にボイド率０において負のボイド係数をもち、
ボイド率の増加と共に絶対値が大きくなる特性がある。
しかるに本発明においては高転換比を得るために水対燃
料体積比が0.4以下になるように燃料集合体を構成す
る。従来の沸騰水型原子炉用燃料集合体では、この水対
燃料体積比は2.0近傍である。この差異にもとづいて、
本発明に係わる燃料集合体を装荷した炉心のボイド係数
とボイド率（燃料平均ボイド率で表わしてある）の関係
は第３図に示すごとくボイド率の全範囲にわたつて正の
ボイド係数となり、ボイド率の増加と共に正の値が増大
する特性がある。したがつて、本発明と前記公報記載の
発明とは解決すべき課題においてまつたく正反対の炉心
特性に基づく課題を有しており、解決手段も異なるもの
である。

（実施例２） 他の実施例を第５図（ａ）を用いて説明する。

第５図（ａ）は、本実施例に係わる燃料集合体の燃料有
効長部の構成を示す縦断面である。燃料集合体としての
構成は第１図（ａ）に横断面図で示した燃料集合体と同
様で、異なる点は燃料集合体の燃料有効長部の構成のみ
である。

本実施例では、第５図（ａ）に示すように、燃料集合体
の燃料有効長部の下端からその軸方向全長の1/10までの
領域および燃料有効長部の上端から軸方向全長の1/10ま
での領域を核分裂性プルトニウム平均富化度（以下、富
化度という）5.1％のウラン・プルトニウム混合酸化物
燃料９で、また、燃料有効長部下端を基準にしてその軸
方向全長の1/10から5/10の領域を富化度7.1％のウラン
・プルトニウム混合酸化物燃料16で、さらに燃料有効長
部下端を基準にしてその軸方向全長の5/10から9/10の領
域を富化度6.1％のウラン・プルトニウム混合酸化物燃
料12で構成する。

このように構成することによつて、燃料集合体の燃料有
効長部平均の富化度は6.3％、燃料有効長部上部1/2領域
（上記、軸方向全長の5/10より上方の領域）の燃料の平
均富化度5.9％、下部1/2領域（上記、軸方向全長の5/10
より下方の領域）の燃料の平均富化度は6.7％となる。

本実施例では、出力が低く燃焼のあまり進まない燃料有
効長部の上端部および下端部に富化度の低い燃料を配置
し、反応度への寄与に大きい中央部の相対的に富化度が
高く、中性子無限増倍率の大きい燃料を用いているた
め、反応度増加の効果が特に顕著である。すなわち、本
実施例の燃料集合体を装荷した炉心は本実施例の燃料有
効長部平均富化度と同じ富化度6.3％に燃料有効長部を
一様に富化した燃料を用いた燃料集合体を装荷した炉心
に比べ、反応度が0.9％ΔK/K増大する。その結果、平均
富化度が6.3％でも軸方向一様富化度6.5％の燃料を用い
た炉心と同じ反応度が得られる。また、炉心のボイド係
数は上記実施例１と同様に軸方向一様富化度6.5％の燃
料を用いた炉心に比べ、約0.4×10^-4ΔK/K/％void減ず
る効果がある。

（実施例３） 他の実施例を第５図（ｂ）により説明する。

実施例１および２は、燃料有効長部を軸方向に２等分し
た場合の境界と富化度の異なる領域の境界とが一致して
いる例であるが、実施例３はこれらの境界が異なる例で
ある。

第５図（ｂ）は本実施例に係わる燃料集合体の燃料有効
長部の構成を示す縦断面図である。燃料集合体としての
構成は第１図（ａ）に横断面図で示した燃料集合体と同
様で、異なる点は燃料有効長部の構成のみである。

本実施例では第５図（ｂ）に示すごとく、燃料集合体の
燃料有効長部の下端から軸方向全長の1/10までの領域お
よび燃料有効長部の上端から軸方向全長の2/10までの領
域を富化度4.8％のウラン・プルトニウムの混合酸化物
燃料６で、また、燃料有効長部下端を基準に軸方向全長
の1/10から8/10までの領域を富化度6.8％のウラン・プ
ルトニウム混合酸化物燃料13で構成する。このように構
成することによつて、燃料集合体の燃料有効長部平均の
富化度は6.2％、燃料有効長部上部1/2領域の燃料の平均
富化度は6.0％、下部1/2領域の燃料の平均富化度は6.4
％となる。

本実施例は、ボイド係数の改善を主な目的として、燃料
平均ボイド率が高く、ボイド率変化にともなう反応度変
化の大きい燃料有効長部上部の領域の富化度を極力、少
ない種類の富化度の異なる燃料を用いて低く構成した例
である。本実施例の燃料集合体を装荷した炉心は、同じ
富化度6.2％で一様富化した燃料を用いた燃料集合体を
装荷した炉心に比べ、ボイド係数が約0.6×10^-4ΔK/K/
％void減少し改善の効果が明らかである。また、反応度
は約0.7％ΔK/K増大し、燃料有効長平均富化度6.2％で
軸方向一様富化度6.5％の燃料を用いたときと同じ反応
度が得られる。本実施例に係わる燃料集合体は構成する
富化度の異なる燃料の種類が少ないため、燃料製造上有
利である。

（実施例４） 他の実施例を第５図（ｃ）を用いて説明する。

実施例４は実施例３と同じく、燃料有効長部を軸方向に
２等分した場合の境界と富化度の異なる領域の境界とが
異なる例である。

第５図（ｃ）は本実施例の燃料集合体の燃料有効長部の
構成を示す縦断面図である。燃料集合体としての構成は
第１図（ａ）に横断面図で示した燃料集合体と同様で、
異なる点は燃料有効長部の構成のみである。

本実施例では第５図（ｃ）に示すごとく、燃料集合体の
燃料有効長部の下端からその軸方向全長の1/10までの領
域および燃料有効長部の上端からその軸方向全長の1/10
までの領域を富化度4.85％のウラン・プルトニウム混合
酸化物燃料７で、また、燃料有効長部の下端を基点とす
る軸方向全長の2/10から7/10の領域は富化度6.85％のウ
ラン・プルトニウム混合酸化物燃料14,8/10から9/10の
領域は富化度5.85％のウラン・プルトニウム混合酸化物
燃料10で構成する。その結果、燃料有効長部平均の富化
度は6.25％、燃料有効長部上部1/2領域の燃料の平均富
化度は6.05％、下部1/2領域の燃料の平均富化度は6.45
％となる。

本実施例は燃料有効長部を本実施例と同じく４領域に分
けた上記実施例２に比べ、高富化度燃料の領域が広く、
核分裂性物質量が多いので、炉心全体として等しい出力
で原子炉を運転しても高富化度燃料の単位重量あたりの
出力負担が小さくなる。したがつて、高富化燃料の燃焼
度が実施例２の場合よりも低くなり、第２図に示した燃
焼度とボイド係数の関係から知られるようにボイド係数
の増大が相対的に抑制できるという効果がある。

本実施例の燃料集合体の有する上記の効果により、本実
施例の燃料集合体を装荷した炉心と、燃料集合体の燃料
有効長部を一様に6.25％富化した燃料集合体を装荷した
炉心を比較すると、炉心のボイド係数は約2.0×10^-4ΔK
/K/％void減少し改善の効果が明らかである。また、燃
料有効長部の両端に富化度を下げた領域を設けたことに
より反応度が約0.6％ΔK/K増大する効果があり、燃料有
効長部平均富化度6.25％の燃料を用いたが炉心で一様富
化度6.5％の燃料を用いた炉心と同じ反応度が得られ
る。

〔発明の効果〕

以上説明したように、本発明によれば軸方向に沿つて冷
却兼減速材の流れる燃料集合体において冷却兼減速材流
れの上流側に位置する領域、すなわち燃焼期間平均のボ
イド率の小さい領域に核分裂性プルトニウム富化度に高
い燃料を配位することにより、反応度を低下することな
く高転換比炉心の有するボイド係数の正の値を小さくし
て負の価に近づけることができるので、原子炉の自己制
御性の裕度を拡大し、原子炉の安全性を向上させる効果
がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の第１の実施例に係わる燃料集合体およ
びその燃料有効長部の構成を示す断面図、第２図はプル
トニウム富化度および燃焼度とボイド係数の関係を示す
グラフ、第３図は燃焼平均のボイド率とボイド係数の関
係を示すグラフ、第４図は本発明の実施例に係わる燃料
集合体を装荷した原子炉炉心の構成を示す炉心の横断面
図、第５図は本発明の第2,第３、および第４の実施例に
係わる燃料集合体の燃料有効長部の構成を示す断面図で
ある。 １…燃料集合体、２…チヤンネルボツクス、３…燃料
棒、４…制御棒案内管、５…炉心、６…核分裂物プルト
ニウム平均富化度4.8％のウラン・プルトニウム混合酸
化物燃料、７…核分裂性プルトニウム平均富化度4.85％
のウラン・プルトニウム混合酸化物燃料、８…核分裂性
プルトニウム平均富化度5.0％のウラン・プルトニウム
混合酸化物燃料、９…核分裂性プルトニウム平均富化度
5.1％のウラン・プルトニウム混合酸化物燃料、10…核
分裂性プルトニウム平均富化度5.85％のウラン・プルト
ニウム混合酸化物燃料、11…核分裂性プルトニウム平均
富化度6.0％のウラン・プルトニウム混合酸化物燃料、1
2…核分裂性プルトニウム平均富化度6.1％のウラン・プ
ルトニウム混合酸化物燃料、13…核分裂性プルトニウム
平均富化度6.8％のウラン・プルトニウム混合酸化物燃
料、14…核分裂性プルトニウム平均富化度6.85％のウラ
ン・プルトニウム混合酸化物燃料、15…核分裂性プルト
ニウム平均富化度7.0％のウラン・プルトニウム混合酸
化物燃料、16…核分裂性プルトニウム平均富化度7.1％
のウラン・プルトニウム混合酸化物燃料。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 内川 貞夫 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社日 立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者 竹田 練三 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社日 立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者 横溝 修 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社日 立製作所エネルギー研究所内 (56)参考文献 特開 昭61−240192（ＪＰ，Ａ) 特開 平１−227095（ＪＰ，Ａ) 特開 平１−227993（ＪＰ，Ａ) 特開 平３−243889（ＪＰ，Ａ)

Claims (4)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】ウラン・プルトニウム混合燃料を含み、実
   効的な水対燃料体積比が0.4以下となるように稠密に配
   置される燃料棒を有する燃料集合体であつて、前記燃料
   集合体の燃料有効長部を軸方向で上部および下部の２領
   域に２等分したとき、下部領域の核分裂性プルトニウム
   平均富化度が上部領域のそれよりも高いことを特徴とす
   る燃料集合体。
2. 【請求項２】燃料有効長部を３以上の複数領域に分割し
   てある前記燃料集合体であつて、前記燃料有効長部の上
   端に接する領域および下端に接する領域における核分裂
   性プルトニウム平均富化度が、前記燃料有効長部の上端
   に接する領域および下端に接する領域にはさまれたいず
   れの領域のそれよりも低いことを特徴とする請求項１記
   載の燃料集合体。
3. 【請求項３】燃料有効長部を４以上の複数領域に分割し
   てある前記燃料集合体であつて、燃料有効長部の上端に
   接する領域および下端に接する領域にはさまれた領域の
   核分裂性プルトニウム平均富化度が前記燃料有効長部の
   下端に近い側の領域ほど高いことを特徴とする請求項１
   または請求項２記載の燃料集合体。
4. 【請求項４】請求項1,2、または３記載の燃料集合体を
   装荷した炉心を有することを特徴とする原子炉。