Setting method of concentration of plutonium in fuel assembly
专利汇可以提供Setting method of concentration of plutonium in fuel assembly专利检索，专利查询，专利分析的服务。并且PURPOSE:To manufacture an assembly having a nuclear characteristic being equal to the one of a designed MOX fuel assembly by using plutoniums(Pu) of which the ratios of fissile plutonium [Pu(f)] isotopes are larger and smaller than reference plutonium (Pu) respectively. CONSTITUTION:An MOX fuel assembly 11 is prepared by using two kinds of plutoniums(Pu) (compositions A and B) being different in the composition of an isotope, for instance, and the Pu of the composition A (B) is made to be the one of which the ratio of Pu(f) is smaller (larger) than that of designed Pu of the MOX fuel assembly of which the nuclear characteristic is made to be in accord. Besides, the compositions A and B are selected so that an average neutron infinite multiplication factor Kinfinity of the assembly 11 be in accord with a designed value. For instance, the Pu of the composition A is used for MOX fuel rods 12 of numbers 1 to 3 and the Pu of the composition B for the rod of the number 4, while the degree of enrichment of the Pu(f) of each rod 12 is so regulated as to be in accord with a designed value. Therefore the relative distribution of a fuel rod output is equal substantially to a designed value and, while the multiplication factor Kinfinity of a rod cell is lower (higher) than a designed value in the rod 12 prepared by using the Pu of the composition A(B), the average multiplication factor Kinfinity of the assembly at the time when it is not burnt up yet is equal substantially to a designed value.，下面是Setting method of concentration of plutonium in fuel assembly专利的具体信息内容。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、実用発電用軽水炉に使用される燃料集合体のプルトニウム濃度設定方法に係り、特に設計時とは異なる同位体組成のプルトニウム（以下、Ｐｕと記す。）を用いて設計核燃料集合体と同等の核的特性を有する燃料集合体を製造するためのＰｕ
濃度設定方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】使用済み燃料集合体を再処理して得られる核燃料物質のＰｕは、従来、高速増殖炉での使用が考えられていたが、この実用化計画の遅延にともない、Ｐ
ｕを燃料集合体として現行の軽水炉で利用する方法で検討が進められている。 この燃料集合体は、二酸化ウラニウム粉末と二酸化プルトニウム粉末とを混合して焼結したＭＯＸ燃料ペレットを被覆管に収納して燃料ロッドとし、これを正方格子に配列して構成されており、ＭＯＸ
燃料集合体と呼ばれている。
【０００３】再処理により得られるＰｕの同位体組成は、使用済み燃料の初期濃縮度、燃焼度、冷却期間などにより異なるので、ＭＯＸ燃料の製造に使用されるＰｕ
の同位体組成は、設計時に想定した組成とは異なることが予想される。
【０００４】Ｐｕの各同位体は中性子吸収断面積や核分裂断面積が異なるので、ＭＯＸ燃料集合体を設計時に想定したＰｕと同位体組成が異なるＰｕを用いて製造する場合には、燃料ロッドのＰｕ量を設計値に一致させると、製造されるＭＯＸ燃料集合体の原子炉内装荷時の核特性は、設計値から大幅にはずれることになる。 核燃料集合体の重要な核的特性としては、集合体平均の中性子増倍率や燃料ロッド出力の相対分布があり、これらが大幅に設計値と異なる場合には、原子炉への装荷が不可能となる。
【０００５】設計時の同位体組成と異なるＰｕでＭＯＸ
燃料集合体を製造する場合の、ＭＯＸ燃料集合体の核的特性に及ぼす影響について、以下に説明する。
【０００６】燃料集合体の設計で考慮されるＰｕの同位体組成は、主に238 Ｐｕ、 239 Ｐｕ， 240 Ｐｕ， 241 Ｐ
ｕ， 242 Ｐｕである。 このうち239 Ｐｕと241 Ｐｕは、
熱中性子に対する核分裂断面積が他より格段に大きく、
核分裂性Ｐｕ（以下、Ｐｕ(f) と略記する。）と言われる。 また、 240 Ｐｕは、中性子吸収断面積が大きいことが特徴である。
【０００７】通常ＭＯＸ燃料集合体は、同位体組成が一定の１種類のＰｕを用いて設計され、Ｐｕ(f) 富化度の異なる数種類のＭＯＸ燃料ロッドから構成される。
【０００８】設計と異なる同位体組成のＰｕを用いてＭ
ＯＸ燃料集合体を製造する場合、各燃料ロッドのＰｕ
(f) 富化度を設計値に一致させることが考えられる。 この場合の集合体の未燃焼時中性子無限増倍率Ｋ ∞をＰｕ
同位体組成をパラメータとして計算すると、Ｋ ∞とＰｕ
の240 Ｐｕ同位体比と間には、例えば図２に示すような関係がある。
【０００９】図２に示すように、 240 Ｐｕ同位体比の少ないＰｕ組成ほどＫ ∞が大きいが、これは次のように説明される。 ＭＯＸ燃料ロッドのＰｕ(f) の個数密度を設計値に一致させると、 240 Ｐｕ同位体比の少ないＰｕ組成では、ＭＯＸ燃料ロッドの240 Ｐｕの個数密度は設計値と比較して少く、逆に240 Ｐｕ同位体比の多いＰｕ組成では、 240 Ｐｕの個数密度が多くなる。 Ｐｕ(f) の個数密度が等しければ、単位核分裂あたりの中性子発生数（νΣ f ）はほぼ等しいため、Ｐｕ(f) の個数密度を設計値に一致させた場合には、Ｐｕの同位体組成が異なる場合でもνΣ fは設計値と同程度になる。 一方、 240 Ｐ
ｕが少ないほど燃料ロッドセルの中性子吸収断面積（Σ
a ）が小さい。 したがって、νΣ f ／Σ aすなわちＫ ∞
は、 240 Ｐｕ同位体比が小さいほど大きくなる。
【００１０】このように、Ｐｕ(f) の個数密度を設計値に一致させると、Ｋ ∞はＰｕ同位体組成によって設計値より大きい値または小さい値にずれる。 Ｋ ∞を設計値と一致させるためには、 240 Ｐｕ同位体比の少ないＰｕ組成の場合、Ｐｕ(f) 富化度を設計値より下げる必要があるが、この場合、ＭＯＸ燃料ロッドのＰｕ(f) 個数密度は設計値と一致しないので、燃料ロッドセルの核分裂断面積（Σ f ）は設計値からはずれる。 燃料ロッドセルの出力はロッドセルのΣ fにほぼ比例するので、燃料ロッドセルの出力分布は設計値と異なることになる。
【００１１】
【発明が解決しようとする課題】以上述べたように、Ｐ
ｕ同位体組成が異なる場合には、Ｐｕ(f) 富化度の調整だけでは、Σ fかνΣ f ／Σ aのいずれか一方のみ、すなわち、燃料ロッドセル出力の分布または集合体のＫ ∞
の一方しか設計値に一致させることができない。
【００１２】本発明は、かかる点に対処してなされたもので、設計と異なる同位体組成のＰｕを用いて設計のＭ
ＯＸ燃料集合体と同等の核的特性を有する集合体を製造するための燃料集合体のＰｕ濃度設定方法を提供することを目的とする。
【００１３】
【課題を解決するための手段】すなわち本発明は、二酸化ウラン粉末と二酸化プルトニウム粉末を混合して焼結した燃料ペレットを被覆管に収納して燃料ロッドとし、
これを正方格子状に配列した燃料集合体のプルトニウム濃度設定方法において、設計時に想定された所定の同位体組成を有する基準プルトニウムと比較して、核分裂性プルトニウム同位体の比率が大きい少なくとも１種類の同位体組成のプルトニウムと、核分裂性プルトニウム同位体の比率が小さい少なくとも１種類の同位体組成のプルトニウムを使用し、各燃料ロッドの核分裂性プルトニウム同位体の個数密度を、基準プルトニウムに基づいて設計された基準燃料集合体における個数密度と一致させるとともに、各燃料ロッドに使用するプルトニウムを、
基準燃料集合体と同等の集合体平均中性子無限増倍率を有するように前記少なくとも２種類の同位体組成のプルトニウムの中から選定することを特徴とする燃料集合体のプルトニウム濃度設定方法である。
【００１４】
【作用】本発明の燃料集合体のＰｕ濃度設定方法においては、ＭＯＸ燃料集合体のＫ ∞を設計値に一致させるため、同位体組成の異なる２種類以上のＰｕを使用し、Ｐ
ｕ(f) 富化度の異なる燃料ロッドタイプごとにＰｕの同位体組成を変えることとする。 ここで、使用するＰｕの同位体組成のうち、少なくとも１種類のＰｕ同位体組成はＰｕ(f) が設計値より多く、かつ少なくとも１種類のＰｕ同位体組成はＰｕ(f) が設計値より少ないものとする。 そして、どのＰｕ組成の場合でも、ＭＯＸ燃料ロッドのＰｕ(f) 富化度は設計値に一致させるものとする。
【００１５】燃料ロッドタイプごとにＰｕ(f) 富化度と本数が異なるので、燃料ロッドタイプによってＰｕ同位体組成のＫ ∞に及ぼす影響が異なる。 この効果を利用し、集合体平均の未燃焼時Ｋ ∞が設計値に一致するように、燃料ロッドタイプごとに使用するＰｕ同位体組成を選定する。
【００１６】以上のように、全ての燃料ロッドのＰｕ
(f) 富化度を設計値に一致させ、かつＰｕ(f) の比率が設計値より大きい同位体組成のＰｕと小さい同位体組成のＰｕを燃料ロッドタイプごとに使い分けることにより、燃料ロッド出力の相対分布も集合体平均のＫ ∞もともに設計値にほぼ等しいＭＯＸ燃料集合体を製造することができる。
【００１７】
【実施例】以下、図面に基づいて本発明の実施例を説明する。 図１は、本発明の一実施例として、本発明の方法を適用する沸騰水型原子炉用ＭＯＸ燃料集合体１１の断面構成およびＰｕについての仕様例を示すものである。
図１において、１〜４の番号はＭＯＸ燃料ロッド１２、
Ｇはガドリニアロッド１３を示す。 ＬＣＷＲは、断面が燃料ロッドの４倍程度の太径のウオーターロッド１４を示す。 なお、符号１５は制御棒である。
【００１８】上記構成のＭＯＸ燃料集合体１１においては、ＭＯＸ燃料ロッド１２の番号の数が大きいほど、そのロッドのＰｕ(f) 富化度は小さいことを示している。
本実施例では、同位体組成が異なる２種類のＰｕ（組成Ａ、組成Ｂ）が用いられる。 組成ＡのＰｕは、核特性を一致させるべきＭＯＸ燃料集合体の設計ＰｕよりＰｕ
(f) の比率が小さいものとし、組成ＢのＰｕは、Ｐｕ
(f) の比率が逆に大きいものとする。
【００１９】各タイプのＭＯＸ燃料ロッド１２に使用されるＰｕが組成ＡかＢかは、ＭＯＸ燃料集合体１１の平均Ｋ ∞を計算し、これが設計値に一致するように選定される。 表１の仕様例では、番号１〜３のＭＯＸ燃料ロッド１２に、Ｐｕ(f) の比率の小さい組成ＡのＰｕを使用し、番号４のロッド１２にはＰｕ(f) の比率の大きい組成ＢのＰｕを使用している。 しかしながら、Ｐｕの同位体組成によっては、例えば番号１のロッド１２に組成Ａ、番号２〜４のロッド１２に組成ＢのＰｕというように、他の組み合わせも当然あり得る。 そして、各ＭＯＸ
燃料ロッド１２のＰｕ(f) 富化度は、設計値に一致するよう調整される。
【００２０】以上のように構成されたＭＯＸ燃料集合体１１においては、全てのＭＯＸ燃料ロッド１２のＰｕ
(f) 富化度は設計値と一致するよう調整されるため、燃料ロッド出力の相対分布は設計値にほぼ等しいものとなる。 また、組成ＡのＰｕを用いた燃料ロッド１２では、
ロッドセルのＫ ∞は設計値より低く、組成ＢのＰｕを用いた燃料ロッド１２では、ロッドセルのＫ ∞は設計値より高いが、集合体平均の未燃焼時Ｋ ∞は設計値にほぼ等しくなる。
【００２１】以上の説明からも明らかなように、本実施例によれば、設計と異なる同位体組成のＰｕを用いて、
設計値と同程度の燃料ロッド出力の相対分布と集合体平均のＫ ∞を有するＭＯＸ燃料集合体を製造することができるので、この集合体を原子炉に装荷しても、炉心特性は設計値との差が少ない。
【００２２】なお、上記実施例は、Ｐｕ(f) 富化度の異なる４種類のＭＯＸ燃料ロッドから構成されるＭＯＸ燃料集合体に本発明を適用した場合の一例を示したものであるが、これに限定することなく、Ｐｕ(f) 富化度の異なる２種類以上のＭＯＸ燃料ロッドから構成されるＭＯ
Ｘ燃料集合体であれば、本発明の方法を同様に適用することができる。
【００２３】
【発明の効果】ＭＯＸ燃料集合体の実用化に際しては、
設計時に想定した同位体組成と異なる組成のＰｕを使用して設計の集合体と同程度の核的特性を有するＭＯＸ燃料集合体を製造する必要がある。
【００２４】本発明のＰｕ濃度設定方法によれば、Ｐｕ
(f) の割合が設計値より小さい同位体組成のＰｕと大きい同位体組成のＰｕを使用し、かつ、ＭＯＸ燃料ロッドのＰｕ(f) 富化度を設計値に一致させるので、設計と異なる同位体組成のＰｕを用いても、燃料ロッド出力の相対分布と集合体平均の中性子無限増倍率が設計値と同程度のＭＯＸ燃料集合体を製造することができる。
【図１】本発明によるＭＯＸ燃料集合体の断面構成と仕様例を示す図である。
【図２】核分裂性Ｐｕの個数密度を設計値に一致させた時の集合体の中性子無限増倍率の計算値とＰｕの240 Ｐ
ｕ同位体比の関係を示すグラフである。
１１………ＭＯＸ燃料集合体 １２………ＭＯＸ燃料ロッド １３………ガドリニアロッド １４………ウオーターロッド
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