Core of nuclear reactor
专利汇可以提供Core of nuclear reactor专利检索，专利查询，专利分析的服务。并且PURPOSE: To increase the negative absolute value of the void reactivity coeffi cient by loading more recovered uranium into a fuel assembly loaded into a core in the first cycle than that loaded in and after the second cycle.
CONSTITUTION: A fuel assembly 4 loaded into a core 5 of a boiling water reactor in the first cycle is constituted entirely of recovered uranium. The assembly 4 consists of a channel box 1 with each side of about 14cm, fuel rods 2 with a diameter of about 1 to 2cm and water rods 3 with a diameter of about 3 to 4cm into which non-boiling light water flows. The assembly 4 contains enriched uranium made by enriching recovered uranium again and is 10% richer than fuel assemblies made of natural uranium loaded into a core in the first cycle. Therefore, the negative absolute value of the void reactivity coefficient goes up 10%. This increases the negative absolute value of the void reactivity coefficient in a core loaded in the first cycle, improves the output lowering effect in the application of a negative reactivity and reduces fluctuations through the life of a plant.
COPYRIGHT: (C)1995,JPO，下面是Core of nuclear reactor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】本発明は原子炉に係り、特に、沸騰水型原子炉に用いるのに好適な初装荷炉心用燃料集合体構成に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来の沸騰水型原子炉では、平均約３重量％の濃縮ウランを有する燃料集合体を取り出し燃焼度が約３０ＧＷｄ／ｔになるまで燃焼させている。 燃焼に伴って、炉心内では、（ｉ）核分裂性物質の消耗、（i
i）燃料親物質の核分裂性物質への変換、及び（iii)核分裂生成物の蓄積、という現象が起っている（核分裂性物質及び燃料親物質を核燃料物質という）。 しかし、使用済み燃料には、天然ウランとほぼ同等の約０.８重量％ のウラン２３５がまだ含まれている。 従って、ウラン資源を有効に活用する方法として、使用済み燃料を再処理して得られる回収ウランを燃料として再使用する（必要があれば、再び濃縮プラントで必要な濃度にまで濃縮する）ことが考えられる。 回収ウランの特徴は、以下の点である。
【０００３】（ａ）ウラン２３５の中性子吸収により、
ウラン２３６，ネプツニウム２３７が含まれる。
【０００４】（ｂ）ウラン２３６，ネプツニウム２３７
は、中性子吸収体であり、２２００ｍ／sec の中性子に対し、ウラン２３６が５.２ バーン，ネプツニウム２３
７が１７０バーンとウラン２３８の２.７ バーンより大きい値を有している。 したがって、回収ウランの再利用では、上記吸収体による反応度低下に対応するため、天然ウランの利用に比べ、所要濃縮度を高くする必要があった。
【０００５】従来は、省ウラン効果の観点から、上記反応度低下を最小にする方法を検討していた。 今回は、濃縮度が高くなるという点を逆に活かす利用法を考案した。
【０００６】軽水を減速材及び冷却材として用いている熱中性子炉（以下軽水炉と呼ぶ）では、ボイドが増加したとき、核分裂連鎖反応の増減を示す反応度は減少する。 すなわち、ボイド反応度係数は負である。 したがって、何らかの原因で原子炉の出力が上昇、あるいは、冷却材流量が減少し、出力に対して十分な冷却能力が得られなくなった場合でも、ボイド反応度係数が負であるので、冷却材の温度上昇によるボイド率の増加によって負の反応度が炉心に印加され、核分裂連鎖反応が抑制されて出力が減少し原子炉の安全性が確保される。
【０００７】ある反応度ρが印加された場合の出力の変化は、核分裂後遅れて核分裂生成物から放出される遅発中性子の、核分裂後に放出される全中性子に対する割合である遅発中性子割合βを用いてρ／（β−ρ）で与えられる。 この遅発中性子割合βは、 235 Ｕでは０.００
６， 238 Ｕでは０.０１４， 239 Ｐｕでは０.００２と、核種により異なっている。 このため、燃料に235 Ｕと238 Ｕ
しか核種が存在しない第１サイクルの初装荷炉心における遅発中性子割合βは、燃焼に伴って燃料中に238 Ｕの中性子吸収により生成された239 Ｐｕが存在する第２サイクル以降の炉心における遅発中性子割合βに比べて大きな値となる。
【０００８】従って、最初の運転サイクルである初装荷炉心では、ボイド率が増加したときの出力の低下の割合が、第２サイクル以降の炉心と比較して小さくなる傾向にある。 現行のプラントでは、このようなボイド係数の変動に対応できるシステムになっているが、ボイド係数の変動を小さくすることで、さらに設計の合理化が期待できる。
【０００９】上記の問題を解決するために、特開昭59−
193394号公報では、第１サイクルの初装荷炉心に装荷する燃料の一部にプルトニウムを混在させる方法を提案している。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】本発明の目的は、第１
サイクルにおけるボイド反応度係数の負の絶対値を大きくすることにある。
【００１１】
【課題を解決するための手段】上記の目的は、第１サイクルにおいて炉心に装荷される燃料集合体に、第２サイクル以降装荷される燃料集合体に比べ、より多くの回収ウランを装荷することで達成することができる。
【００１２】
【作用】第１サイクルにおいて装荷される燃料集合体に、第２サイクル以降に装荷される燃料集合体より多くの回収ウランを使用することで、従来の天然ウランからなる燃料体に比べ、ウラン濃縮度が高くなる。 また、初装荷炉心にウラン２３６，ネプツニウム２３７の中性子吸収体が含まれることになる。 これにより、第１サイクルにおける燃料体の平均中性子エネルギが高くなり、ボイド係数の負の絶対値が大きくなる。 第１サイクルの負の絶対値が大きくなることにより、ボイド率増加時の出力低下効果を増大することができる。
【００１３】
【実施例】沸騰軽水型原子炉に適用される本発明の好適な実施例を図１に基づいて以下に説明する。
【００１４】図１は本発明の第１の実施例を示しており、沸騰水型原子炉の炉心５の第１サイクルに装荷された燃料集合体全てを、回収ウランで構成したものである。
【００１５】図１に示す燃料集合体４は、一辺約１４cm
のチャンネルボックス１，直径約１.２cm の燃料棒２，
非沸騰の軽水が流入する直径約３.４cm の水ロッド３によって構成されている。
【００１６】燃料集合体４中は、回収ウランを再濃縮した濃縮ウランから構成されており、天然ウランからなる従来の初装荷炉心燃料集合体よりの濃縮度が１０％程度高くなっている。 その結果、ボイド反応度係数の負の絶対値が１０％大きくなる。 本実施例により、初装荷炉心におけるボイド反応度係数の負の絶対値を大きくして負の反応度が印加されたときの出力低下の効果をプラント寿命を通じての変動を小さくすることができた。
【００１７】第２の実施例では、初装荷炉心に装荷された燃料体のうち、最低濃縮度の燃料集合体に本発明を適用したものである。 ボイド反応度係数は第１の実施例より改善効果が小さくなるが、最低濃縮度燃料体の中性子吸収断面積が大きくなることで、濃縮度の異なる燃料体間の中性子スペクトルの差が小さくできる。
【００１８】
【発明の効果】本発明によれば、プラントの寿命を通じてボイド反応度係数の変動幅を小さくすることができる。
【図１】本発明の実施例を示す炉心と燃料集合体の断面図。
１…チャンネルボックス、２…燃料棒、３…水ロッド、
４…燃料集合体、５…炉心。
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