【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は原子炉の炉心に係り、特にプルトニウムを富化した燃料棒を有する燃料集合体を装荷した原子炉の炉心に関する。

【０００２】

【従来の技術】資源の有効利用やエネルギーセキュリティなどの観点から、使用済み燃料から再処理によって回収されたプルトニウムを軽水炉でＭＯＸ燃料として利用するプルサーマルが行なわれることが計画されている。

【０００３】しかしながらプルトニウムは天然には存在せず、ウラン燃料の使用済み燃料再処理によって得られるもので、プルトニウムは、その同位体としてPu-238,
Pu-239, Pu-240, Pu-241, Pu-242等で構成されている。
これらプルトニウム同位体の構成割合（同位体組成）
は、ウラン燃料の初期濃縮度、取出燃焼度、取出し後の経過時間、原子炉の種類等の条件で異なることから、燃料資源としての確保と品質管理については種々の制約がある。

【０００４】表１はプルトニウム同位体組成の例で（Am
-241はPu-241のβ崩壊によって再処理後に生成されたもの）、プルトニウム同位体のうちPu-229とPu-241は熱中性子で核分裂を起こす特性を有しており、U-235 と同様に燃料としての役割を果たす。

【０００５】一方、その他のプルトニウム同位体は、熱中性子では核分裂を起こさず、中性子の共鳴吸収を起こし易い。 従って、プルトニウムを富化したＭＯＸ燃料では、プルトニウムの同位体組成が燃料の反応度特性に大きな影響を与える。 表１において、組成Ｈ及び組成Ｌ
は、各々核分裂性プルトニウム同位体の多い例及び少ない例である。

【０００６】

【表１】

【０００７】ウラン燃料の場合には、使用する燃料のU-
235 濃縮度は極めて厳しく管理されており、U-235 濃縮度を規定すればウランの同位体組成は一定なものとなっている。 これに対してＭＯＸ燃料の場合には、プルトニウムが種々の条件によって異なる同位体組成を持つため、例えば核分裂性プルトニウム濃度を規定しても、個々のプルトニウム同位体の濃度が異なっていれば反応度特性が異なることになり、ＭＯＸ燃料及びこれを装荷した炉心の設計や運転管理を複雑なものとする。 ＭＯＸ燃料を設計する場合にプルトニウムの富化度は、所期の燃焼度が達成できるように決められる。

【０００８】図２は取出燃焼度 38GWd/tが達成できるように設計されたＭＯＸ燃料集合体の横断面図の一例で、
中央のウォータロッド１と、その周囲にＭＯＸ燃料棒２
（Ｐ ₁ ，Ｐ ₂ ，Ｐ ₃ ，Ｐ ₄ ，Ｐ ₅ ，Ｐ ₆ ）及びガドリニア入り燃料棒３（Ｇ）を格子状に配置されていて、さらに外周をチャンネルボックス４で覆っている。 これら60
本の各燃料棒（Ｐ ₁ 〜Ｐ ₆ ，Ｇ）のプルトニウム富化度は、表２に示す通りである。

【０００９】なお、この例におけるプルトニウム同位体組成は表１の組成Ｈが用いられており、バーナブルポイズンであるガドリニアを添加した燃料棒以外の燃料棒にプルトニウムを富化している。

【００１０】これはＭＯＸ燃料棒にガドリニアを添加すると、プルトニウムの中性子吸収断面積がウランよりも大きいため、ガドリニアの反応度制御能力を劣らせるからである。 また通常、ＭＯＸ燃料棒２もガドリニア入り燃料棒３も、各々他の燃料棒とは独立したラインで製造されているから、ガドリニア入りＭＯＸ燃料棒を製造するには、さらに新規な別ラインで行なうことになるので、その設備や作業を行うことは経済的に不利なものとなる。

【００１１】

【表２】

【００１２】

【発明が解決しようとする課題】上記のＭＯＸ燃料３に対して、表１における組成Ｌのプルトニウムが供給された場合を考えると、一般に燃料反応度特性は核分裂性物質の濃度で決まるから、核分裂性プルトニウムの富化度が保存されるように、酸化物としてプルトニウム富化度を高めてやればよい。 ところがこの場合に、中性子の共鳴吸収を起こし易いPu-238,Pu-240,Pu-242等も同時に増えるから、核分裂性プルトニウムの富化度を一定としただけでは反応度が不足して所期の燃焼度を達成することができない。 従って、所期の燃焼度を達成するには、組成Ｌのプルトニウムを用いた場合には、核分裂性プルトニウムの富化度を表２よりも、さらに高めなければならないことになる。 ところが、プルトニウムの富化度が高くなり過ぎると、ボイド係数がより負側に大きくなるという問題が生じてくる。

【００１３】原子炉は、出力が増加して冷却材中のボイド率が増加すると安全のために炉心反応度が下がるように、すなわちボイド係数が負になるように設計されなければならない。 しかしながら、ボイド係数があまりに負側であると、小さな出力変化に対して反応度の応答が大き過ぎることになり、原子炉の運転制御性が悪くなってしまう。 プルトニウムの富化度が高くなると、熱中性子吸収断面積が大きくなるので中性子スペクトルが硬くなり、共鳴中性子の反応度への寄与が相対的に大きくなる。

【００１４】ここで、プルトニウムの富化度が高くなって、特に１eVに非常に大きな共鳴準位を持つPu-240の濃度が増すと、ボイド率の変化に伴なう中性子スペクトルの変化によって、この共鳴準位に吸収される中性子の割合が大きく変化を受けることになり、それが反応度変化、即ち、ボイド係数の絶対値を大きくすることになる。

【００１５】また原子炉の燃料交換は、通常約１年に１
回行なわれ、 200体前後の燃料集合体が炉心から取出されて、同数の新燃料が炉心に装荷される。 本格的なプルサーマル利用の際には少なくともその１／３以上がＭＯ
Ｘ燃料となる予定であるから、数十体以上のＭＯＸ燃料が一度に必要となる。

【００１６】しかしながら、再処理工場には種々の使用済み燃料が搬入され、また再処理の時期や再処理後の経過時間も異なるので、これらをすべて同一組成のプルトニウムで賄うことは困難となる。 さらに、仮に、ある年の燃料交換で必要となるＭＯＸ燃料の全てを同一組成のプルトニウムで賄うことができたとしても、次の年の燃料交換で必要となるＭＯＸ燃料を前年に使用したものと同一組成のプルトニウムで賄うことはほとんど不可能である。 従って、本格的なプルサーマル利用の際には、炉心に同位体組成の異なるプルトニウムが富化された異種のＭＯＸ燃料を装荷するという課題がある。

【００１７】またＭＯＸ燃料棒の製造は、プルトニウムからのα線が強いため密閉管理や厳重な遮蔽設備が必要で、さらに臨界管理も厳しいことから、製造ラインの増加や製造工程の変更は不経済となる。

【００１８】本発明の目的とするところは、プルサーマル利用を行う際に、種々の条件で異なる同位体組成のプルトニウムが供給された場合に、プルトニウム同位体組成が異なっていても、同一の炉心に装荷できるように、
燃焼度及びボイド係数が同等なＭＯＸ燃料として、ボイド係数を大幅に悪化させることなく、所期の燃焼度を達成することのできるＭＯＸ燃料集合体による原子炉の炉心を提供することにある。

【００１９】

【課題を解決するための手段】プルトニウムとウランの混合物からなる燃料要素を充填した燃料棒を格子状に束ねた燃料集合体を装荷した原子炉の炉心において、プルトニウムと混合して前記燃料要素を構成するウラン中の
U-235 濃度が互いに異なる複数種類の燃料集合体を装荷する。

【００２０】

【作用】本発明のＭＯＸ燃料を原子炉の炉心に装荷することにより、燃焼度の達成はプルトニウムと混合されるウランの濃縮度の調整によって実現しており、プルトニウムの同位体組成が異なっていてもプルトニウムの総含有量が等しいのでボイド係数の特性は略等しい。

【００２１】またＭＯＸ燃料棒の製造は、プルトニウムからのα線が強いため密閉管理や厳重な遮蔽設備が必要で、さらに臨界管理も厳しいから、製造工程の変更は容易ではない。 本発明によれば、どのような同位体組成のプルトニウムが供給されようとプルトニウムの富化度は変わらないから、ＭＯＸ燃料棒の製造工程を変更する必要はなく、ＭＯＸ燃料棒の製造工場に供給するウランの濃縮度を外部の工場で調整すればよい。

【００２２】

【実施例】本発明の一実施例を図面を参照して説明する。

【００２３】図１は原子炉炉心の１／４部を示す横断面図で、例えば電気出力80万kWの原子炉の炉心を表す。 燃料集合体10は全て図２に示した断面を有するものである。 また符号11は制御棒を示す。 ここではウラン燃料棒（無印）と、ＭＯＸ燃料棒（Ｍ及びＰ）とが略１対１の割合で装荷されている。 なお、Ｍで示されるＭＯＸ燃料棒は表１における組成Ｈのプルトニウムを用いたもので、各燃料棒の構成は表２に示されている。

【００２４】一方、Ｐで示されるＭＯＸ燃料棒は表１における組成Ｌプルトニウムを用いたもので、各燃料棒の構成は表３に示している。 即ち、ＭＯＸ燃料棒Ｐは、Ｍ
ＯＸ燃料Ｍと酸化プルトニウム富化度が同じで、プルトニウムと混合されるウランU-235 濃縮度が異なる。

【００２５】図１で燃料集合体につけられている数字は各々の炉内滞在期間を表しており、本一実施例では過去３回の燃料交換の際には組成Ｈのプルトニウムが入手され、最近の燃料交換では組成Ｌのプルトニウムが入手された。

【００２６】これらのＭＯＸ燃料棒の無限増倍率の燃焼変化は、図３の特性図で示すように、ＭＯＸ燃料棒Ｍは特性曲線12、及びＭＯＸ燃料棒Ｐは特性曲線13で示すように略等しい特性を示しており、従って取出燃焼度も略等しい特性を有している。

【００２７】ボイド係数は、ＭＯＸ燃料棒Ｍでは-8.05*
10 ^-4 Δk/k%v 、ＭＯＸ燃料棒Ｐでは-8.03*10 ^-4 Δk/k%v
であり、組成の異なるプルトニウムを使用しながらも、
同等のボイド係数を得ることができた。 なお、ＭＯＸ燃料棒ＰはＭＯＸ燃料棒Ｍに比べて全プルトニウム量は等しいが、熱中性子断面積が大きいPu-239とPu-241が少ないため、中性子スペクトルは柔らかくなっており、その結果ボイド係数の絶対値はやや小さくなっている。

【００２８】

【表３】

【００２９】一方、ＭＯＸ燃料棒Ｐとして、表１における組成Ｌのプルトニウムを用いて各燃料棒の構成として表４に示されているものを用いたＭＯＸ燃料棒では、図３の特性曲線14に示すように、ＭＯＸ燃料棒Ｍと等しい燃焼度特性は有するが、ボイド係数は-8.20*10 ^-4 Δk/k%
v となり、約２％の増大となる。 従って、本発明によってボイド係数の悪化を大幅に緩和することができた。

【００３０】なお、ＭＯＸ燃料棒Ｐとして、核分裂性プルトニウム富化度をＭＯＸ燃料棒Ｍと等しくなるように酸化物としてプルトニウム富化度をＭＯＸ燃料棒Ｍよりも高くしてもよい。 その場合にはＭＯＸ燃料棒中のウランのU-235濃縮度は表３と表４との中間の値となり、ボイド係数も中間の値となる。

【００３１】

【表４】

【００３２】上記の一実施例では過去３回の燃料交換において同一組成のプルトニウムが供給されているが、現実的には、毎回の燃料交換毎に供給されるプルトニウムの同位体組成は異なるものと考える方がむしろ自然である。 そのような場合を本発明の他の実施例として、図４
の原子炉炉心の１／４部を示す横断面図にて示す。

【００３３】この原子炉も前記一実施例と同様に電気出力80万kWのものである。 本他の実施例では、前記一実施例におけるＭＯＸ燃料棒Ｍ ₂ 、Ｍ ₃ 、Ｍ ₄が、表１のいずれとも異なる同位体組成のプルトニウムで構成されたＭＯＸ燃料棒Ｑ ₂ 、Ｒ ₃ 、Ｓ ₄に置き変わっている。 但し、各ＭＯＸ燃料棒毎の反応度の調整は、プルトニウムと混合されるウラン濃縮度で行なわれており、プルトニウム富化度はＭＯＸ燃料棒ＭやＰと同じである。 さらに本他の実施例では、最近の燃料交換の際に表１の組成Ｈ
と組成Ｌの２種のプルトニウムが供給され、夫々を用いて製造したＭＯＸ燃料棒ＭとＭＯＸ燃料棒Ｐが同体数装荷されている。

【００３４】

【発明の効果】以上本発明によれば、同位体組成が異なるプルトニウムが供給された場合においても、ＭＯＸ燃料棒におけるプルトニウム富化度を変更することなくＭ
ＯＸ燃料棒のウラン中のU-235 濃度のみを調整しているので、ボイド係数を悪化させることなく所期の燃焼度を達成することが可能となる。

【００３５】また、どのような同位体組成のプルトニウムが供給されてもプルトニウムの富化度は変わらないから、ＭＯＸ燃料棒の製造工程を変更する必要がない。 従って、本格的（大規模）なプルサーマル利用が可能となり、資源の有効利用及びエネルギーセキュリティに資する効果が大きい。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の一実施例の原子炉炉心の１／４部を示す横断面図。

【図２】本発明のＭＯＸ燃料集合体の一例の横断面図。

【図３】本発明のＭＯＸ燃料集合体の無限増倍率の燃焼変化の特性図。

【図４】本発明の他の実施例の原子炉炉心の１／４部を示す横断面図。

【符号の説明】

１…ウォータロッド、２…ＭＯＸ燃料棒、３…ガドリニア入り燃料棒、４…チャンネルボックス、10…燃料集合体、11…制御棒、12…ＭＯＸ燃料棒Ｍの特性曲線、13，
14…ＭＯＸ燃料棒Ｐの特性曲線。