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WO2005004167A1 - 加圧水型原子炉用mox燃料集合体 - Google Patents

加圧水型原子炉用mox燃料集合体 Download PDF

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WO2005004167A1
WO2005004167A1 PCT/JP2003/008291 JP0308291W WO2005004167A1 WO 2005004167 A1 WO2005004167 A1 WO 2005004167A1 JP 0308291 W JP0308291 W JP 0308291W WO 2005004167 A1 WO2005004167 A1 WO 2005004167A1
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WO
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mox fuel
mox
rods
fuel rods
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PCT/JP2003/008291
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English (en)
French (fr)
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Yasushi Hanayama
Mitsuru Kawamura
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Nuclear Fuel Industries Ltd
Original Assignee
Nuclear Fuel Industries Ltd
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/326Bundles 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
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
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    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a fuel assembly for a pressurized water reactor (PWR), and more particularly to a MOX, that is, a MOX fuel assembly using a mixed oxide fuel rod of uranium dioxide and plutonium dioxide.
  • PWR pressurized water reactor
  • MOX fuel assemblies for PWRs have been put into practical use by suppressing the maximum value of the relative fuel rod output (the output peaking coefficient in the assembly) of P u enrichment (fissionability).
  • So-called three-stage enrichment distribution type M using three types of MOX fuel rods with different weight ratios of plutonium) and setting three stages of enrichment distribution from the center to the periphery: high, medium, low 0 X fuel assembly.
  • MOX fuel rods of low Pu enrichment and medium Pu enrichment are arranged in the outer peripheral region of the fuel assembly, and MOX fuel rods of high Pu enrichment are arranged in their inner regions.
  • a stick is arranged. Accordingly, thermal neutrons from the U0 2 fuel assemblies you adjacent MOX fuel assemblies in the reactor core is a relatively small low P u enriched Do ⁇ beauty in P u enrichment of P u addition rate (4) Even if the fuel flows into the fuel rod, the power distribution in the cross section of the fuel assembly is well balanced, and the output peaking coefficient inside the fuel assembly can be sufficiently suppressed.
  • the Pu addition rate must be Lower than the average Pu enrichment of the MOX fuel assembly, and the neutron multiplication factor of the whole fuel assembly is lower than that of the U02 fuel assembly loaded simultaneously in the core. It is possible. In this case, the power peaking coefficient in each fuel assembly cannot be sufficiently suppressed, but the neutron multiplication factor of the MOX fuel assembly becomes low, so the power peaking coefficient viewed from the whole core is It would be possible to keep the safety of the plant within a satisfactory range.
  • a Pulsa single-use light water reactor in which the reactor is operated by replacing about 1/3 of the total number of fuel assemblies loaded in the core of the PWR using light water as a moderator with MOX fuel assemblies, 0 almost all X fuel assemblies is adjacent to the UO 2 fuel assemblies.
  • the output of the M0X fuel rods located in and around the outer peripheral region in the M0X fuel assembly is affected by the thermal neutron flux flowing from the outside, and is output to the inner region.
  • the power increases relative to the power of the MOX fuel rods located.
  • the maximum power of each fuel rod in the core should be limited from the viewpoint of core safety (fuel integrity), but in order to satisfy this limit, It is necessary to sufficiently suppress the maximum value of the relative output of each fuel rod (output peaking coefficient in the fuel assembly). Disclosure of the invention
  • an object of the present invention is to provide a fuel rod with sufficient output peaking coefficient without reducing the Pu content per fuel assembly by appropriately designing the arrangement of individual fuel rods in the M0X fuel assembly.
  • Another object of the present invention is to provide a MOX fuel assembly for PWR that can be suppressed to a minimum.
  • MOX fuel rods arranged in the fuel assembly according to the present invention are composed of at least two types of M0X fuel rods including a plurality of first MOX fuel rods and a plurality of second M0X fuel rods.
  • the first MOX fuel rod has a predetermined Pu enrichment and a predetermined Pu content
  • the second OX fuel rod has substantially the same Pu enrichment as the first MOX fuel rod.
  • each of the first MOX fuel rods includes a cladding tube and a plurality of first MOX fuel pellets loaded therein, and the second MOX fuel rods.
  • Each includes a cladding tube and a plurality of second MOX fuel pellets loaded therein, and the first MOX fuel pellet and the second MOX fuel pellet have substantially different Pu enrichment and height dimensions. And the pellet weights are different from each other.
  • the burnable poison U O 2 fuel rods are arranged at four corner positions or at four corner positions of the grid-like arrangement and the vicinity thereof.
  • the first MOX fuel rod has a Pu content that is less than the Pu content of the second MOX fuel rod;
  • the fuel rods are arranged in an outer peripheral area in the lattice arrangement or in the outer peripheral area and the vicinity thereof, and the second M0X fuel rod is an area inside the arrangement area of the first MOX fuel rods in the lattice arrangement.
  • At least two types of M 0 X fuel rods having substantially the same Pu enrichment and different Pu contents have at least one burnable poison UO 2. They are arranged in parallel with the fuel rods to form an n-by-n grid arrangement.
  • the cladding tube of the fuel rod but a plurality of fuel Peretz Bok is loaded according to a conventional method, a plurality of UO 2 Perez I combustible poison U 0 2 fuel rods combustible poisons, such as for example Gadorinia is mixed ⁇
  • Fuel rods are loaded with ⁇ 0 X fuel pellets containing plutonium dioxide.
  • the fuel rods consist of at least the first and second fuel rods, the first fuel pellet loaded on the first fuel rod and the second fuel pellet loaded on the second fuel rod.
  • the birds have substantially the same u enrichment and mutually different Pu content.
  • the Pu content of the first X fuel rod is lower than the Pu content of the second X fuel rod.
  • the present invention is not limited to the use of these two types of fuel rods. In addition to the first and second fuel rods, they have the same P enrichment and Pu It goes without saying that third, fourth, and more different ⁇ fuel rods with different contents may be used.
  • the first fuel rod and the second fuel rod each have the same height and Pu enrichment loaded in the cladding tube.
  • the Pu content differs from each other.
  • the difference in Pu content between the first MOX fuel pellet and the second MOX fuel pellet can be realized by making the pellet weights different from each other.
  • the outer diameter and / or the pellet density of one of the pellets is relatively set with respect to the other pellet. It can be achieved by a method such as adjusting, or providing a hole in one or both of the pellets (hollow pellet), and relatively adjusting the volume of the hole.
  • a method such as adjusting, or providing a hole in one or both of the pellets (hollow pellet), and relatively adjusting the volume of the hole.
  • the fuel material handled in the MOX fuel rod production line is the same material with a single Pu enrichment, so that the management of the fuel material and the process management, including the collection of molded dust in the line, are simplified.
  • the fuel material handled in the MOX fuel rod production line is the same material with a single Pu enrichment, so that the management of the fuel material and the process management, including the collection of molded dust in the line, are simplified.
  • it can be easily coped with simply by changing the molding die used in the pellet molding stage to another shape or adjusting the molding pressure. Therefore, there is an advantage that the increase in manufacturing cost can be suppressed to a negligible level.
  • the burnable poison UO 2 fuel rods are preferably arranged in the outer peripheral region in the M0X fuel assembly, particularly in the four corner positions or in the four corner positions and the vicinity thereof.
  • the first MOX fuel rod and the second MOX fuel rod are arranged in an area other than the area where the burnable poison U02 fuel rod is arranged.
  • the smaller number of MOX fuel rods, for example, the first MOX fuel rod is the U 0 2 fuel assembly (non-MOX fuel assembly not including the MOX fuel rods) with the M 0 X fuel assembly loaded in the core.
  • the output tends to be high due to its adjacency, that is, the MOX fuel rods that are located in the outermost region of the lattice arrangement and adjacent regions, and in which the Pu content is higher in the remaining inner region
  • a second MOX fuel rod is arranged.
  • the neutron multiplication factor of M 0 X fuel assemblies in which they are arranged is, UO 2 fuel assemblies to be loaded in the core together with the MOX fuel assembly
  • it is selected to be substantially equivalent to the neutron multiplication factor over the life cycle of the furnace.
  • the M 0 X fuel assembly has a higher thermal neutron than the UO 2 fuel assembly.
  • the level of thermal neutron flux in the MOX fuel assembly is U
  • the thermal neutrons flowing from the adjacent UO 2 fuel assembly in the reactor core are formed in the outer peripheral region in the MOX fuel assembly, particularly at the four corners. It is absorbed by the burnable poison U02 fuel rods disposed at the position or the four corner positions and the area in the vicinity thereof, whereby the output increase of the fuel rods disposed in the vicinity thereof is suppressed. Furthermore, the outermost region in the lattice arrangement of the fuel assembly and its adjacent region, that is, the region where the level of the thermal neutron flux flowing from the adjacent U02 fuel assembly is high, is the region with the lowest Pu content.
  • the fuel rods are arranged, fission of Pu due to inflowing thermal neutrons is suppressed in these regions, and as a result, the output peaking coefficient in the assembly is reduced by the conventional three-stage enrichment distribution type ⁇ It is possible to keep it equal to or less than the fuel assembly.
  • FIG. 1 shows a grid arrangement of fuel rods in a fuel assembly according to an embodiment of the present invention
  • FIG. 2 shows a grid arrangement of fuel rods in a ⁇ 0X fuel assembly according to another embodiment of the present invention
  • Fig. 3 shows an example of a grid arrangement of fuel rods in a conventional three-stage enrichment distribution type ⁇ 0X fuel assembly.
  • Figure 4a schematically shows a simulated core system for determining the change in output peaking coefficient with respect to burnup in a MOX fuel assembly (Case 1) that does not contain burnable poison sticks.
  • Figure 4b shows burnable poison sticks.
  • Fig. 5a schematically shows a simulated core system for calculating the change in the output peaking coefficient
  • Fig. 5a shows the M0X fuel assembly shown in Fig. 1 and Fig. 3 in accordance with the simulated core system shown in Fig. 4a.
  • Fig. 5b shows a simulation result of Fig.
  • FIG. 1 schematically shows a grid arrangement (17 ⁇ 17) of fuel rods in a MOX fuel assembly according to a first embodiment of the present invention.
  • the MOX fuel assembly according to this embodiment is for a PWR, with four BP fuel rods 1, 60 first MOX fuel rods 2, and 200 second MOX fuel rods 3, It has one in-furnace instrumentation guidance thimble 4 arranged at the center of the array, and 24 simple control rod plans 5 distributed almost evenly in the array.
  • BP fuel rod 1 is made by loading a plurality of BP fuel Peretz Bok gadolinia as burnable poison the (Gc 0 3) molded by mixing the uranium dioxide (U0 2) to cladding tube, of which lattice arrangement It is arranged at each of the four corner positions.
  • the first MOX fuel rod 2 has a plurality of first MOX fuel pellets smaller in diameter than the above-mentioned BP combustion pellet loaded in a cladding tube. Are located.
  • the second MOX fuel rod 3 is formed by loading a plurality of second MOX fuel pellets having the same diameter as the BP fuel pellet into the cladding tube, and these are together with the instrumentation guide thimble 4 and the control rod guide thimble 5 in the outer peripheral area.
  • FIG. 2 shows a grid arrangement of fuel rods in a MOX fuel assembly according to another embodiment of the present invention.
  • the difference between the MOX fuel assembly according to this embodiment and that of the first embodiment is that four of the control rod guide thimbles 4 in the 17X17 lattice array contain nuclear fuel materials such as uranium dioxide. However, it is replaced by a burnable poison stick (BP rod) 6 composed of neutron-absorbing nuclides such as boron.
  • BP rod burnable poison stick
  • the main design specifications of each fuel rod used in the first and second embodiments are as follows.
  • composition of MOX fuel powder commonly used for the first MOX fuel pellet of the first MOX fuel rod 2 and the second MOX fuel pellet of the second MOX fuel rod 3 is as follows.
  • Fig. 3 shows an example of a fuel rod lattice arrangement in a conventional typical three-stage enrichment distribution type MOX fuel assembly.
  • Figures 4a and 4b show the results of the combustion of the MOX fuel assembly without BP rod according to the first embodiment (Case 1) and the MOX fuel assembly with BP rod according to the second embodiment (Case 2).
  • a simulation system for calculating the change of each output peaking coefficient with respect to the degree is schematically shown. According to this calculation system, the output peaking with respect to burnup of the MOX fuel assembly according to the first embodiment (Case 1) shown in Fig. 1 or the MOX fuel assembly according to the second embodiment (Case 2) shown in Fig. 2
  • the results of the change in the coefficient are shown in Figs. 5a and 5b in comparison with the change in the output peaking coefficient of the conventional MOX fuel assembly shown in Fig. 3, which was similarly obtained.
  • the power peaking coefficient in each M0X fuel assembly according to the first and second embodiments when calculated using a typical calculation system simulating a PWR core show the conventional three-stage enrichment distribution type MOX fuel assembly shown in Fig. 3 until the expected burnup (28,200MWd / t, 13.5 months, boron concentration Oppm) is reached. (Equivalent to or less than the dashed curves in Figures 5a and 5b).
  • the Pu enrichment of MOX fuel powder commonly used for the MOX fuel pellets for the first and second MOX fuel rods of each MOX fuel assembly was 9.7 wt%. % pu-totai This is based on the assumption that, for example, a 900,000 kWe-class three-loop PWR plant is operated with one cycle of about 13 months as one cycle.
  • the maximum burnup of about 28, 200 M Wd / t per polymer as the target value, the neutron multiplication factor of the MOX fuel assembly (k ⁇ ) is U0 2 fuel assembly (235 U enrichment: 4.1 wt%) of it
  • U0 2 fuel assembly 235 U enrichment: 4.1 wt%
  • Figure 6 shows the change in the neutron multiplication factor (k ⁇ ) with respect to the burnup (MWd / t) in this case.
  • the solid curve shows the change in the neutron multiplication factor of the M 0 X fuel assembly
  • the broken curve shows the change in the neutron multiplication factor of the UO 2 fuel assembly.
  • the fuel rods 1 and 3 have a larger wall thickness than the cladding tubes, it is preferable that the cladding tubes have the same outer diameter for all cladding tubes because there is no thermohydraulic inconvenience.
  • the Pu loading per fuel assembly was substantially the same as that of the conventional three-stage enrichment distribution type Are equivalent to each other.
  • MOX fuel assembly according to the first or second embodiment By using a single Pu-enrichment type MOX fuel assembly according to the present invention as described above, the MO Purification of MOX fuel production line, which has been required every time the Pu enrichment of X fuel powder changes Decontamination so that the MOX fuel powder and pellets do not mix) can be eliminated, and the production cost can be greatly reduced. Moreover, the safety and economics of use in a nuclear reactor are comparable to conventional three-stage enrichment distribution type MOX fuel.

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Abstract

本発明は、燃料集合体当たりのPu含有量を減らす必要無しに出力ピーキング係数を充分に抑制することのできるPWR用MOX燃料集合体に関する。このMOX燃料集合体は、1本以上の可燃毒物UO2燃料棒と複数本のMOX燃料棒とをn行n列に配列した格子状配列を有する。MOX燃料棒は複数本の第1MOX燃料棒と複数本の第2MOX燃料棒とを含む少なくとも2種類のMOX燃料棒からなる。第1MOX燃料棒は予め定められたPu富化度及びPu含有量を有し、第2MOX燃料棒は第1MOX燃料棒のPu富化度と実質的に同一のPu富化度及び第1MOX燃料棒のPu含有量とは異なるPu含有量とを有する。

Description

明細書
加圧水型原子炉用 M O X燃料集合体 技術分野
本発明は加圧水型原子炉 (PWR) 用燃料集合体に関し、 特に、 MOX、 即ち 二酸化ウランと二酸化プル卜二ゥ厶の混合酸化物燃料棒を用いた M 0 X燃料集合 体に関するものである。 背景技術
従来、 PWR用の MOX燃料集合体として実用化されているのは、 集合体内の 相対的な燃料棒出力の最大値 (集合体内出力ピーキング係数) を抑制するために P u富化度 (核分裂性プルトニウムの重量率) の異なる 3種類の MOX燃料棒を 用い、 中心部から周辺部へ高 ·中 ·低と 3段階の富化度分布を設定した、 いわゆ る 3段階富化度分布型 M 0 X燃料集合体である。
この従来の燃料集合体では、 燃料集合体内の外周領域に低 P u富化度と中 P u 富化度の MOX燃料棒が配置され、 それらの内側領域に高 P u富化度の MOX燃 料棒が配置されている。 このため、 原子炉の炉心内で MOX燃料集合体に隣接す る U02燃料集合体からの熱中性子が P u添加率の比較的少ない低 P u富化度及 び中 P u富化度の ΜΟΧ燃料棒に流れ込んできても、 燃料集合体の横断面内にお ける出力分布のバランスが良好に維持され、 燃料集合体内部の出力ピ一キング係 数は充分に抑制可能である。 これは、 燃料集合体内の外周領域に配置されている MO X燃料棒ではその P u富化度が低ないし中レベルであるので出力が抑制され ており、 一方、 燃料集合体の内側領域、 即ち、 外部から流れ込む熱中性子の影響 が及びにくい領域には P u添加率が比較的高い高 P u富化度の Μ Ο X燃料棒が配 置されているからである。
ところが、 この 3段階富化度分布型 ΜΟΧ燃料集合体には、 以下の理由により 製造コストが高くなるという欠点が指摘されている。 即ち、
- P u添加率の異なる (P u富化度の異なる) 3種類の MOX燃料粉末を混合 の恐れなく取り扱うための特別な設備が必要であリ ; • P u富化度の異なる 3種類の粉末を各々ペレツ卜に成形し、 各々個別に識別 可能な燃料棒に封入する必要があり ;
• P u富化度の異なる MOX燃料ペレツ卜を成形加工する度に、 製造ラインを 浄化 (引き続くプロセスで P u富化度の異なる MOX燃料粉末やペレツ卜或いは それらの屑が混じらないように除染すること) する必要がある。
また、 MOX燃料集合体の一部に可燃毒物 U02燃料棒 (B P燃料棒) を配し て、 使用する MOX燃料棒の P u富化度別の種類を削減する設計も既に知られて いるが、 この公知の設計でも 2種類の P u富化度の MOX燃料棒が依然として使 用されており、 前述の諸問題に対する根本的な解決には至っていない。
一方、 P u添加率が固定されている一種類のみの MOX燃料棒から構成される 単一富化度型 MOX燃料集合体を実用化するには、 その P u添加率を前述 3段階 富化度分布型 MOX燃料集合体の平均 P u富化度より低くし、 燃料集合体全体と しての中性子増倍率を、 炉心内に同時に装荷される U 02燃料集合体のそれよリ も低くすることが考えられる。 この場合、 個々の燃料集合体内における出力ピー キング係数を充分に抑制することはできないが、 MOX燃料集合体としての中性 子増倍率が低くなるため、 炉心全体から見た出力ピーキング係数は、 炉心の安全 性を満足できる範囲内に抑えることが可能であろう。
しかしながら、 このような低 P u富化度の 1種類の MOX燃料集合体を採用し た炉心では、 UO 2燃料集合体のみからなる炉心に比べて、 同一運転期間を確保 するために必要な取替燃料集合体 (新燃料体) の数は増加することになる。 従つ て、 必要な燃料集合体を用意するための卜一タルの製造コス卜が高くなるという 課題が依然として残されることになる。
ところで、 軽水を減速材に用いた P W Rの炉心に装荷される全燃料集合体数の 1 / 3程度までを M O X燃料集合体に置き換えて炉を運転するプルサ一マル利用 軽水炉では、 炉心内の M 0 X燃料集合体の殆ど全てが U O 2燃料集合体と隣接し ている。
この場合、 M O X燃料集合体では U O 2燃料集合体に比べて熱中性子の吸収効 果が大きいため、 MOX燃料集合体内における中性子のエネルギースぺク卜ルは U 02燃料集合体内のそれに比べて硬化する傾向にあり、 従って MOX燃料集合 体においては熱中性子束のレベルも U 02燃料集合体内のそれに比べて低くなる。 このため、 炉心内で隣接する MOX燃料集合体と UO 2燃料集合体の間では、 U 02燃料集合体から M 0 X燃料集合体へ向かう熱中性子の流入現象が生じる。 そ の結果、 U 02燃料集合体に隣接する MOX燃料集合体では、 外部から流入して くる熱中性子に基づく核分裂が特に外周領域及びその近傍で活発になリ、 そのよ うな領域に配置されている M O X燃料棒の出力が相対的に高くなる。
即ち、 M 0 X燃料集合体内の外周領域及びその近傍に配置されている M 0 X燃 料棒の出力は、 外部から流入してくる熱中性子束の影響で、 それよりも内側の領 域に配置されている MOX燃料棒の出力に比べて相対的に増加する。 炉心内の個 々の燃料棒の最高出力は、 炉心の安全性 (燃料の健全性) の観点より制限される べきであるが、 この制限を満足するためには、 個々の燃料集合体内の各燃料棒毎 の相対出力の最大値 (燃料集合体内出力ピーキング係数) を充分に抑制する必要 がある。 発明の開示
従って本発明の課題は、 M 0 X燃料集合体における個々の燃料棒の配列を適切 に設計することにより、 燃料集合体当たりの P u含有量を減らす必要無しに燃料 集合体内出力ピーキング係数を充分に抑制することのできる P W R用 M O X燃料 集合体を提供することである。
上記の課題は、 本発明によれば、 1本以上の可燃毒物 U 02燃料棒と複数本の
MOX燃料棒とを n行 n列に配列した格子状配列を有し、 しかも請求項 1の特徴 部分に記載された設計を備えた PWR用燃料集合体によって解決される。 即ち、 本発明による燃料集合体内に配置される MOX燃料棒は、 複数本の第 1 MOX燃 料棒と複数本の第 2 M 0 X燃料棒とを含む少なくとも 2種類の M 0 X燃料棒から なり、 第 1 MOX燃料棒は予め定められた P u富化度及び P u含有量を有し、 第 2 O X燃料棒は第 1 M 0 X燃料棒の P u富化度と実質的に同一の P u富化度及 び第 1 M 0 X燃料棒の P u含有量とは異なる P u含有量とを有する。
本発明の好適な一実施形態によれば、 第 1 MOX燃料棒の各々は被覆管及びそ の内部に装填された複数個の第 1 MOX燃料ペレツ卜を含み、 第 2MOX燃料棒 はの各々被覆管及びその内部に装填された複数個の第 2 MOX燃料ペレツ卜を含 み、 第 1 MOX燃料ペレツ卜と第 2MOX燃料ペレツ卜は互いに P u富化度及び 高さ寸法が実質的に同一であり、 ペレツ卜重量が互いに相違している。
本発明の別の好適な一実施形態によれば、 前記可燃毒物 U O 2燃料棒は前記格 子状配列の四隅位置又は四隅位置とその近傍領域に配置されている。
本発明の更に別の好適な一実施形態によれば、 第 1 M 0 X燃料棒は第 2 M 0 X 燃料棒の P u含有量よりも少ない P u含有量を有し、 該第 1 MOX燃料棒は前記 格子状配列内の外周領域又は該外周領域とその近傍領域に配置され、 前記第 2 M 0 X燃料棒は前記格子配列内における第 1 M O X燃料棒の配置領域よりも内側の 領域に配置されている。
このように、 本発明による MOX燃料集合体においては、 互いに P u富化度が 実質的に同じで P u含有量の異なる少なくとも 2種類の M 0 X燃料棒が 1本以上 の可燃毒物 U O 2燃料棒と共に平行配列されて n行 n列の格子配列を形成してい る。 各燃料棒の被覆管内には、 定法に従って複数個の燃料ペレツ卜が装填されて いるが、 可燃毒物 U 02燃料棒には例えばガドリニァなどの可燃毒物が混入され た複数個の UO2ペレツ卜が装填され、 ΜΟΧ燃料棒には二酸化プルトニウムを 含有する Μ 0 X燃料べレツ卜が装填されている。 Μ 0 X燃料棒は少なくとも第 1 と第 2の ΜΟΧ燃料棒からなリ、 第 1 ΜΟΧ燃料棒に装填された第 1 ΜΟΧ燃料 ペレツ卜と第 2 ΜΟΧ燃料棒に装填された第 2 ΜΟΧ燃料ペレツ卜は、 互いに Ρ u富化度が実質的に同一であり、 P u含有量が相互に異なっている。 本発明の好 適な実施形態によれば、 第 1 Μ Ο X燃料棒の P u含有量は第 2 Μ 0 X燃料棒の Ρ u含有量よりも少ない。 尚、 本発明はこのような 2種類の ΜΟΧ燃料棒を用いる ものに限定されるものではなく、 第〗と第 2の ΜΟΧ燃料棒に加えて、 これらと P u富化度が同一で P u含有量の異なる第 3、 第 4、 及びそれ以上の別の ΜΟΧ 燃料棒を用いても良いことは述べるまでもない。
本発明の好適な実施形態による ΜΟΧ燃料集合体において、 第 1 ΜΟΧ燃料棒 と第 2 Μ 0 X燃料棒の各々は、 被覆管内に同数個ずつ装填された高さ寸法と P u 富化度の実質的に等しい ΜΟΧ燃料ペレツ卜を含んでいる。 この場合、 第 1 ΜΟ X燃料棒に装填された第 1 ΜΟΧ燃料ペレツ卜と第 2 ΜΟΧ燃料棒に装填された 第 2MOX燃料ペレツ卜では、 互いに P u含有量が相違する。 第 1 MOX燃料べ レツ卜と第 2 MOX燃料 レツ卜との P u含有量の相違は、 互いのペレツ卜重量 を異なるものとすることで実現され得る。 これは、 例えば同一 P u富化度の原料 粉末からこれらのペレツ卜を成形する際に、 いずれか一方のペレツ卜の外径及び /又はペレツ卜密度を他方のペレツ卜に対して相対的に調整したり、 或いはいず れか一方または双方のペレツ卜に空孔を設け (中空ペレツ卜) 、 この空孔の容積 を相対的に調整する等の手法により達成することができる。 このようにして、 第 1 MOX燃料ペレツ卜と第 2 MOX燃料ペレツ卜の重量を互いに相違させること で相互に P u含有量の異なる複数種類の MOX燃料ペレツ卜を得ることが可能で ある。 この場合、 MOX燃料棒の製造ラインにおいて扱う燃料物質は単一 P u富 化度の同一物質であるから、 ラインにおける成形ダス卜の回収を初めとする燃料 物質の管理や工程管理が簡素となリ、 また複数種類の M 0 X燃料棒を製造するに してもペレツ卜成形段階に用いる成形型を別形状のものに代えたり成形圧力を調 整したりするだけで容易に対応可能となるので、 製造コス卜の増加は無視できる 程度に抑制できるという利点が得られる。
本発明による M O X燃料集合体では、 可燃毒物 U O 2燃料棒は M 0 X燃料集合 体内の外周領域、 特にその四隅位置又は該四隅位置とその近傍領域に配置されて いることが好ましい。 この場合、 第 1 MOX燃料棒と第 2 MOX燃料棒は、 可燃 毒物 U 02燃料棒が配置されている領域以外の領域に配置されるが、 これら M O X燃料棒のうちで P u含有量が相対的に少ない方の MOX燃料棒、 例えば第 1 M O X燃料棒は、 当該 M 0 X燃料集合体が炉心に装荷された状態で U 02燃料集合 体 (MOX燃料棒を含まない非 MOX燃料集合体) と隣接することによって出力 が高くなリがちな領域、 即ち、 格子配列の最外周領域とその隣接領域に配置され、 残りの内側領域に P u含有量が相対的に多い方の MOX燃料棒、 例えば第 2MO X燃料棒が配置される。 尚、 これら MOX燃料棒の P u富化度は、 それらが配列 されている M 0 X燃料集合体の中性子増倍率が、 当該 M O X燃料集合体と一緒に 炉心内に装荷される UO2燃料集合体の中性子増倍率に対して、 炉の燃焼サイク ル寿命を通じて実質的に等価となるように選ばれていることが好ましい。
先にも述べたように、 M 0 X燃料集合体は U O 2燃料集合体に比べて熱中性子 の吸収効果が大きいため、 MOX燃料集合体内における熱中性子束のレベルは U
02燃料集合体内のそれに比べて低く、 炉心内で隣接配列されている U O 2燃料 集合体から M O X燃料集合体へ熱中性子が流入してくる。
この現象に対して、 本発明の好適な実施形態による MOX燃料集合体において は、 炉心内で隣接する UO 2燃料集合体から流れ込んでくる熱中性子は、 MOX 燃料集合体内の外周領域、 特にその四隅位置又は該四隅位置とその近傍領域に配 置された可燃毒物 U02燃料棒により吸収され、 これによつて、 その近辺に配置 されている ΜΟΧ燃料棒の出力上昇が抑制される。 更に ΜΟΧ燃料集合体の格子 配列における最外周領域とその隣接領域、 即ち、 隣接する U 02燃料集合体から 流れ込んでくる熱中性子束のレベルが高い領域には P u含有量の少ない第〗 ΜΟ X燃料棒が配置されているので、 これらの領域においては流入する熱中性子によ る P uの核分裂が抑制され、 その結果、 集合体内出力ピ一キング係数を従来の 3 段階富化度分布型 ΜΟΧ燃料集合体と同等以下に抑えることが可能である。
本発明の上述及びその他の特徴と利点は、 本発明の技術的範囲を限定する意図 のない幾つかの実施例を詳述した以下の説明及びこれら実施例を模式的に示す添 付図面から一層明らかとなる。 図面の簡単な説明
添付図面は、 本発明の典型的な幾つかの実施例を単なる例示の目的で模式的に 示しており、 その内、
図 1は、 本発明の一実施例による ΜΟΧ燃料集合体における燃料棒の格子配列 を示し、
図 2は、 本発明の別の実施例による Μ 0 X燃料集合体における燃料棒の格子配 列を示し、
図 3は、 従来の 3段階富化度分布型 Μ 0 X燃料集合体における燃料棒の格子配 列の一例を示し、
図 4 aは、 可燃毒物棒を含まない MOX燃料集合体 (Case 1) における燃焼度 に対する出力ピーキング係数の変化を求めるための模擬炉心体系を模式的に示し、 図 4 bは、 可燃毒物棒を含む MOX燃料集合体 (Case 2) における燃焼度に対 する出力ピ一キング係数の変化を求めるた の模擬炉心体系を模式的に示し、 図 5 aは、 図 4 aの模擬炉心体系に従って、 図 1に示した M 0 X燃料集合体と 図 3に示した典型的な 3段階富化度分布型の従来の MOX燃料集合体とについて 燃焼度に対する燃料集合体内の出力ピーキング係数の変化を求めた結果を示し、 図 5 bは、 図 4 bの模擬炉心体系に従って、 図 2に示した MOX燃料集合体と 図 3に示した典型的な 3段階富化度分布型の従来の M 0 X燃料集合体とについて 燃焼度に対する燃料集合体内の出力ピーキング係数の変化を求めた結果を示し、 図 6は、 本発明の実施例による M 0 X燃料集合体の P u富化度を同時に炉心に 装荷される U02燃料集合体 (平均 235 U濃縮度 =4. 1 wt%) に対して燃焼 サイクル寿命を通じた燃料集合体の中性子増倍率 (koo) が同等になるように設 定した場合の、 燃焼度に対する中性子増倍率 (k∞) の変化を従来の MOX燃料 集合体におけるそれとの比較で示す。 発明を実施するための最良の形態
図 1は本発明の第 1実施例による MOX燃料集合体における燃料棒の格子配列 (17X17) を模式的に示している。 図示の通り、 この実施例による MOX燃料集 合体は PWR用のものであり、 4本の B P燃料棒 1と、 60本の第 1 MOX燃料 棒 2と、 200本の第 2MOX燃料棒 3と、 配列の中心に配置された 1本の炉内 計装用案内シンブル 4と、 配列内にほぼ均等に分布配置された 24本の制御棒案 内シンプル 5とを備えている。 B P燃料棒 1は、可燃毒物としてガドリニア (Gc 03) を二酸化ウラン (U02) に混入して成形された複数個の B P燃料ペレツ卜を 被覆管に装填してなり、 これらは格子配列の四隅位置にそれぞれ配置されている。 第 1 MOX燃料棒 2は、 上記 B P燃焼ペレツ卜よリも直径の小さい複数個の第 1 MOX燃料ペレツ卜を被覆管に装填してなリ、 これらは格子配列の四隅を除く外 周領域に配置されている。 第 2MOX燃料棒 3は、 上記 B P燃料ペレツ卜と同じ 直径の複数の第 2 MOX燃料ペレツ卜を被覆管に装填してなり、 これらは計装用 案内シンブル 4及び制御棒案内シンブル 5と共に上記外周領域よリ内側の領域に 配置されている。 図 2は、 本発明の別の実施例による MOX燃料集合体における燃料棒の格子配 列を示している。 この実施例による MOX燃料集合体が第〗実施例のものと相違 しているのは、 17X17格子配列内の制御棒案内シンブル 4のうちの 4本が、 二酸 化ウラン等の核燃料物質を含まず、 ホウ素等の中性子吸収核種から構成された可 燃毒物棒 (B P棒) 6に置き換えられている点だけでぁリ、 その他については図 1に示した構成と実質的に異なるところはない。 この意味で、 図 2においては図 1の各部に相当する要素には同一符号が付されている。
第 1実施例及び第 2実施例で用いた各燃料棒の主な設計仕様は以下の通リであ る。
B P燃料棒 1 :
ペレツ卜直径 8. 1 9 mm
被覆管外径 9. 50 mm
0. 57 mm
235 U濃縮度 2. 6 wt%
Gd Oa含有率 6. 0 wt%
第 1 MOX燃料棒 2
ペレツ卜直径 7. 49 mm (第 1 MO X燃料ペレツ卜) 被覆管外径 9. 50 mm
被覆管肉厚 0. 92 mm
P u富化度 9. 72 Wt% Pu-total
第 2 MOX燃料棒 3
ペレツ卜直径 8. 1 9 國 (第 2 MOX燃料ペレツ卜) 被覆管外径 9. 50 mm
0. 57 mm
P U富化度 : 9. 72 Wt% Pu-total
また、 第 1 MOX燃料棒 2の第 1 MOX燃料ペレツ卜と第 2MOX燃料棒 3の 第 2MOX燃料ペレツ卜とのために共通に用いた MOX燃料粉末の組成は下記の 通りである。
■ウラニウム組成; 235 U : 0. 2 wt%
238 U : 99. 8 wt%
プルトニウム組成:
238 P u : 1 9 wt%
239 P u 57 5 wt%
240 P u 23 3 wt%
241 P u 1 0 0 wt%
242 P u 5 4 wt%
241 Am 1 9 wt%
図 3に従来の典型的な 3段階富化度分布型 MOX燃料集合体における燃料棒の 格子配列の一例を示す。 また、 図 4 aと 4 bには、 第 1実施例による B P棒無し の MOX燃料集合体 (ケース 1 ) と第 2実施例による B P棒有りの MOX燃料集 合体 (ケース 2) とについて、 燃焼度に対するそれぞれの出力ピーキング係数の 変化を求めるための模擬計算体系を模式的に示す。 この計算体系に従って、 図 1 に示した第 1実施例による MOX燃料集合体 (ケース 1 ) 又は図 2に示した第 2 実施例による MOX燃料集合体 (ケース 2) とについて燃焼度に対する出力ピー キング係数の変化を求めた結果は、 同様にして求められた図 3に示す従来の MO X燃料集合体における出力ピーキング係数変化との比較で図 5 aと 5 bに示され ている。
図 5 a及び 5 bに示した通り、 PWR炉心を模擬した典型的な計算体系で計算 した場合の第 1及び第 2実施例による各 M 0 X燃料集合体内の出力ピーキング係 数 (図 5 a及び 5 bで実線カーブ) は、 想定した燃焼度 (28,200MWd/t、 13.5ケ 月、 ホウ素濃度 Oppm) に達するまで図 3に示した従来の 3段階富化度分布型 MO X燃料集合体の場合 (図 5 a及び 5 bで破線カーブ) と同等もしくはそれ以下と なる。
尚、 第 1及び第 2実施例では、 各 MOX燃料集合体の第 1及び第 2MOX燃料 棒用の MOX燃料ペレツ卜に共通に用いた MOX燃料粉末の P u富化度を 9. 7 2 wt% pu-totaiとした。 これは、 例えば 90万 kWe級の 3ループ PWRプラン 卜で約 1 3ヶ月を 1サイクルとして運転を行う場合を想定し、 その場合の燃料集 合体当たりの最大燃焼度約 28, 200 M Wd/tを目標値として、 各 M O X燃料集合体の 中性子増倍率 (k∞) が U02燃料集合体 (235 U濃縮度: 4.1 wt%) のそれに 対して燃焼寿命を通じてほぼ等価となるように選んだ結果である。 この場合の燃 焼度 (MWd/t) に対する中性子増倍率 (k∞) の変化を図 6に示す。 図 6におい て実線カーブは M 0 X燃料集合体の中性子増倍率の変化を、 破線カーブは U O 2 燃料集合体の中性子増倍率の変化をそれぞれ表す。 このような設計によって、 本 発明による MOX燃料集合体を炉心に装荷した場合には新らたな燃料集合体数の 増加を回避することができる。
尚、 上述の各実施例において、 B P燃料棒 1のためのガドリニア混入 UO2ぺ レツ卜よりも直径の小さい第 1 ΜΟΧ燃料ペレツ卜が装填されている第 1 ΜΟΧ 燃料棒 2の被覆管は他の燃料棒 1及び 3の被覆管よりも肉厚が大きいが、 被覆管 の外径については全ての被覆管で同一とすると熱水力学的な不都合を生じないの で好ましい。 但し、 第 1 ΜΟΧ燃料棒 2の被覆管を他の燃料棒 1, 3の被覆管よ リも外径の小さいものとすることも可能である。
第 1 ΜΟΧ燃料棒の P u含有量を第 2 ΜΟΧ燃料棒のそれよりも少なくするや リ方は、 ΜΟΧ燃料ペレツ卜の直径を小さくする以外にも、 ΜΟΧ燃料ペレット の密度を下げたり、 ΜΟΧ燃料ペレツ卜の例えば中心軸上又はその周囲に 1っ以 上の空孔を設けて中空ペレツ卜又は多孔ペレツ卜の形状に成形する等、 種々の手 法を採用することも可能である。
更に、 第 1又は第 2実施例による ΜΟΧ燃料集合体では、 下記の通り、 いずれ も燃料集合体当たりの P u装荷量が従来の 3段階富化度分布型 Μ 0 X燃料集合体 のそれと実質的に同等である。
-従来の 3段階富化度分布型 M0X燃料集合体 :約 45 kg
(PU富化度:約 9.7wt% Pu-total)
,第 1または第 2実施例による MOX燃料集合体 :約 4 1 kg 以上のように、 本発明による単一 P u富化度型の MOX燃料集合体を用いるこ とにより、 原料としての M 0 X燃料粉末の P u富化度が切リ変わるたびに必要と されてきた MOX燃料製造ラインの浄化 (引き続くプロセスで P u富化度の異な る M O X燃料粉末やペレツ卜が混じらないように除染すること) が不要となり、 製造コストの大幅な低減が可能となる。 しかも、 原子炉での使用時の安全性、 経 済性は、 従来の 3段階富化度分布型 M O X燃料と同等である。

Claims

請求の範囲
1. 1本以上の可燃毒物 U O 2燃料棒と複数本の M O X燃料棒とを n行 n列に 配列した格子状配列を有し、 前記 MOX燃料棒は複数本の第 1 MOX燃料棒と複 数本の第 2 M 0 X燃料棒とを含む少なくとも 2種類の M 0 X燃料棒からなリ、 第 1 MOX燃料棒は予め定められた P u富化度及び P u含有量を有し、 第 2 MOX 燃料棒は第 1 MOX燃料棒の P u富化度と実質的に同一の P u富化度及び第 1 M OX燃料棒の P u含有量とは異なる P u含有量とを有することを特徴とする加圧 水型原子炉用 M 0 X燃料集合体。
2. 第 1 MOX燃料棒の各々が被覆管及びその内部に装填された複数個の第 1 MOX燃料ペレツ卜を含み、 第 2 MOX燃料棒の各々が被覆管及びその内部に装 填された複数個の第 2 MOX燃料ペレツ卜を含み、 第 1 MOX燃料ペレツ卜と第 2MOX燃料ペレツ卜は互いに P u富化度及び高さ寸法が実質的に同一で、 ペレ ッ卜重量が互いに相違していることを特徴とする請求項 1による MOX燃料集合 体。
3. 可燃毒物 UO 2燃料棒が前記格子状配列の四隅位置又は四隅位置とその近 傍領域に配置されていることを特徴とする請求項 1による M 0 X燃料集合体。
4. 第 1 M 0 X燃料棒が第 2 M 0 X燃料棒の P u含有量よりも少ない P u含有 量を有し、 該第 1 MOX燃料棒は前記格子状配列内の外周領域又は該外周領域と その近傍領域に配置され、 前記第 2 M O X燃料棒は前記格子配列内における第 1 MOX燃料棒の配置領域よりも内側の領域に配置されていることを特徴とする請 求項 1による M 0 X燃料集合体。
5. 第 1 MOX燃料棒の各々は第 1被覆管とその内部に装填された複数個の第 1 MOX燃料ペレツ卜を含み、 第 2 MOX燃料棒の各々は第 2被覆管とその内部 に装填された複数個の第 2 MOX燃料ペレツ卜を含み、 第 1 MOX燃料ペレツ卜 と第 2 MOX燃料ペレツ卜は互いに高さ寸法と P u富化度が実質的に等しく、 ぺ レツ卜重量が相互に相違していることを特徴とする請求項 4による MOX燃料集 合体。
6. 第 1 MOX燃料ペレットと第 2 MOX燃料ペレツ卜はペレツ卜の外径及び /又はペレツ卜密度が相互に相違していることを特徴とする請求項 5による MO X燃料集合体。
7. 第 1 MOX燃料ペレツ卜と第 2 MOX燃料ペレツ卜のいずれか一方または 双方が空孔を有することを特徴とする請求項 5による M 0 X燃料集合体。
8. 1 7 X 1 7の格子配列 (n = 1 7) と、 格子配列の四隅位置にそれぞれ配 置された 4本の可燃毒物 U02燃料棒と、 格子配列の四隅を除く 4つの周辺領域 にそれぞれ配置された 60本の第 1 ΜΟΧ燃料棒と、 格子配列の前記四隅位置及 び周辺領域を除く内側領域にそれぞれ配置された 200本の第 2ΜΟΧ燃料棒と、 格子配列の中心位置に配置された 1本の炉内計装用案内シンブルと、 格子配列の 前記内側領域内にほぼ均等に分布配置された 24本の制御棒案内シンブルとを備 えていることを特徴とする請求項 5による Μ 0 X燃料集合体。
9. 制御棒案内シンブルのうちの 4本が、 核燃料物質を含まずに中性子吸収核 種から構成された可燃毒物棒に置き換えられていることを特徴とする請求項 8に よる ΜΟΧ燃料棒
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