(57)【要約】【課題】可燃性毒物として使用するホウ素含有化合物を過半の燃料棒に分布させた原子燃料集合体を提供する。【解決手段】本発明の燃料集合体は、各々が複数の原子燃料ペレットを含む複数の燃料棒より成り、燃料集合体の５０％以上の燃料棒中の少なくとも１つの燃料ペレットは金属酸化物、金属炭化物または金属窒化物と、ホウ素含有化合物の焼結混合物より成る。【選択図】  図２
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
複数の燃料棒より成り、各燃料棒が複数の原子燃料ペレットを含み、５０％以上の燃料棒において少なくとも１つの燃料ペレットがアクチニド酸化物、アクチニド炭化物またはアクチニド窒化物とホウ素含有化合物の焼結混合物より成る燃料集合体。
【請求項２】
ホウ素含有化合物は、ＺｒＢ2、ＴｉＢ2、ＭｏＢ2、ＵＢ2、ＵＢ3、ＵＢ4、Ｂ2Ｏ3、ＴｈＢ4、ＵＢ12、Ｂ4Ｃ、ＰｕＢ2、ＰｕＢ4、ＰｕＢ12、ＴｈＢ2及びその組み合わせより成る群から選択される請求項１の燃料集合体。
【請求項３】
ホウ素含有化合物は、ペレット中の燃料の総量に基づき約５ｐｐｍ乃至約５重量パーセントの量で燃料ペレット中に存在する請求項１の燃料集合体。
【請求項４】
ホウ素含有化合物は、ペレット中の燃料の総量に基づき約１０ｐｐｍ乃至約２０，０００ｐｐｍの量で燃料ペレット中に存在する請求項３の燃料集合体。
【請求項５】
少なくとも１つの燃料ペレット中のホウ素含有化合物は濃縮ホウ素より成る請求項２の燃料集合体。
【請求項６】
濃縮ホウ素は10Ｂ含有量が天然ホウ素より大きい状態に濃縮されている請求項５の燃料集合体。
【請求項７】
アクチニド酸化物、アクチニド炭化物またはアクチニド窒化物は、ＵＮ、ＵＯ2、ＰｕＯ2、ＴｈＯ2、（Ｕ，Ｐ）Ｏ2、（Ｕ，Ｐ，Ｔｈ）Ｏ2、（Ｕ，Ｔｈ）Ｏ2、アクチニド酸化物の混合物、アクチニド炭化物の混合物及びアクチニド窒化物の混合物より成る群から選択される請求項１の燃料集合体。
【請求項８】
少なくとも６０％の燃料棒における少なくとも１つの燃料ペレットがアクチニド酸化物、アクチニド炭化物またはアクチニド窒化物とホウ素含有化合物の焼結混合物より成る請求項１の燃料集合体。
【請求項９】
少なくとも７０％の燃料棒における少なくとも１つの燃料ペレットがアクチニド酸化物、アクチニド炭化物またはアクチニド窒化物とホウ素含有化合物の焼結混合物より成る請求項１の燃料集合体。
【請求項１０】
少なくとも８０％の燃料棒における少なくとも１つの燃料ペレットがアクチニド酸化物、アクチニド炭化物またはアクチニド窒化物とホウ素含有化合物の焼結混合物より成る請求項１の燃料集合体。
【請求項１１】
少なくとも９０％の燃料棒における少なくとも１つの燃料ペレットがアクチニド酸化物、アクチニド炭化物またはアクチニド窒化物とホウ素含有化合物の焼結混合物より成る請求項１の燃料集合体。
【請求項１２】
沸騰水型原子炉における請求項１の燃料集合体。
【請求項１３】
加圧重水型原子炉における請求項１の燃料集合体。
【請求項１４】
ガス冷却型原子炉における請求項１の燃料集合体。
【請求項１５】
熱出力が少なくとも５００メガワットの水冷原子炉の炉心内の請求項１の燃料集合体。
【請求項１６】
熱出力が少なくとも２００メガワットのガス冷却型原子炉の炉心内の請求項１の燃料集合体。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、発電用原子炉に使用される原子燃料集合体に係る。燃料集合体は、ホウ素含有化合物が原子燃料と混合された燃料ペレットを含む。
【背景技術】
【０００２】
加圧水型（ＰＷＲ）、重水または沸騰水型（ＢＷＲ）原子炉のような典型的な原子炉の炉心は、各々が複数の細長い燃料要素または棒より成る多数の燃料集合体により構成されている。燃料棒はそれぞれ、燃料ペレットのスタックより成る二酸化ウラン（ＵＯ2）または二酸化プルトニウム（ＰｕＯ2）またはこれらの混合物のような核分裂性物質を含む。燃料棒は、高速核分裂をサポートして熱の形の多量のエネルギーを解放するに十分な中性子束を炉心内に提供するように構成されたアレイの形に配列されている。水のような冷却材は、炉心内に圧送され、炉心内で発生する熱の一部を取り出して、有用な仕事を行わせる。燃料集合体のサイズ及び設計は、炉心の所望サイズ及び原子炉のサイズに応じて異なる。
【０００３】
新しい原子炉の運転開始時、その炉心は、炉心内の位置及び／または濃縮レベルで識別可能な複数群、例えば３個またはそれ以上の群の集合体に分類されるのが一般的である。例えば、第１のバッチまたは領域は、同位体ウラニウム２３５の含有量が２．０％に濃縮されている。第２のバッチまたは領域はウラニウム２３５が２．５％、第３のバッチはウラニウム２３５が３．５％に濃縮されている。約１０乃至２４ヶ月の運転の後、原子炉は通常運転停止されるが、第１の燃料バッチが取り出され、通常は高い濃縮レベル（最大で好ましい最大濃縮レベル）の新しいバッチと交換される。その後、約８乃至２４ヶ月の範囲内のインターバルでこのサイクルが繰り返される。上述した燃料交換は、原子炉が依然として臨界量を維持する限り原子力装置として運転可能であるため必要である。従って、通常は約６ヶ月乃至１８ヶ月である特定期間の間運転を可能にするに十分な過剰反応度が燃料サイクルの始期に原子炉に与えられる。
【０００４】
原子炉はわずかであるが臨界超過状態で運転されるため、サイクルの始期に提供される過剰反応度は中和する必要がある。初期の過剰反応度を中和するために種々の方法が考案されているが、その中には炉心への制御棒の挿入及び燃料への中性子吸収元素の添加が含まれる。当該技術分野で知られ、「可燃性毒物」または「可燃性吸収材」と呼ばれるかかる中性子吸収体には、例えば、ホウ素、ガドリニウム、カドミウム、サマリウム、エルビウム及びユーロピウム化合物が含まれる。可燃性毒物は初期の過剰な中性子を吸収するが、それと同時に（最良のケースでは）新しいまたは付加的中性子を生成させず、あるいは中性子吸収の結果として新しい毒物に変化しない。かかる燃料要素の初期運転段階の間、過剰な中性子は可燃性毒物により吸収され、この可燃性毒物は小さい中性子断面積の元素へ変換されるのが好ましいが、これは中性子が少ない寿命後期では燃料要素の反応度に実質的な影響を与えない。
【０００５】
ホウ素含有化合物または他の可燃性毒物の混合物を有する原子燃料の焼結ペレットが知られている。例えば、米国特許第３，３４９，１５２号；３，５２０，９５８号；及び４，７７４，０５１号を参照されたい。しかしながら、燃料とホウ素の可燃性吸収材の混合物を含む原子燃料ペレットは、ホウ素が燃料と反応するという懸念のため、また、ホウ素を用いると下記の反応でのヘリウムの蓄積により燃料棒内部が高圧になると考えられていたため大型の陸上用原子炉には使用されていない。
10Ｂ＋1ｎ→11Ｂ（励起状態）→4Ｈｅ＋7Ｌｉ
【０００６】
現在の方式は、ペレット表面をＺｒＢ2のようなホウ素含有化合物で被覆して燃料との反応を回避するものである。しかしながら、これでは加圧の問題が解消されず、各燃料棒内に含めることのできる被覆の量が制限される。10Ｂ装填量が低い燃料棒を多数用いる必要があるが、このため多数の燃料ペレットを取り扱って被覆する必要が生じ、コストが非常に高くなって総合コストの増大につながる。製造工程も複雑になるが、それは被覆燃料及び非被覆燃料の製造及び組立て作業を分離する必要があることによる。実際、ペレットを被覆するコストによりそれらの使用が制限されるため、上述した加圧の問題を考慮してそれらはできるだけ少数の燃料棒に使用する。歴史的に見て、これは受け入れ可能であるが、その理由は、燃料サイクルが短く、ウラン２３５の濃縮レベルが低く、原子炉の総合熱出力が低いことによる。
【０００７】
Ｇｄ2Ｏ3及びＥｒ2Ｏ3のような他の化合物を直接ペレットに添加することができるが、長寿命で大きな断面積の残留反応性物質が残すためホウ素と比べれば好ましくない。
【０００８】
可燃性毒物を有する原子炉の炉心構成が当該技術分野において開示されている。例えば、米国特許第５，０７５，０７５号は、核分裂性物質を含むが可燃性吸収材は含有しない第１群の燃料棒と、可燃性吸収材と共に核分裂性物質を含む第２群の燃料棒とを有し、第１群の燃料棒の数が第２群の燃料棒の数より大きい原子炉炉心を開示している。可燃性吸収材は、エルビウム化合物とホウ素化合物の組み合わせより成る。
【０００９】
米国特許第５，３３７，３３７号は、中性子吸収断面積が小さいホウ素のような可燃性毒物元素を含む燃料棒が軟中性子エネルギーと大きな熱中性子束を有する炉心領域に配置される一方、大きな中性子吸収断面積を有するガドリニウムのような可燃性毒物元素を有する燃料棒が平均中性子エネルギースペクトルを有する炉心領域に配置される燃料集合体を開示している。これら従来の特許は何れも、大多数の燃料が可燃性毒物としてホウ素だけを含む燃料集合体の燃料棒構成を開示しない。これらの特許は何れも、熱出力が５００メガワットを超える原子炉に好適な集合体の構成を開示していない。
【００１０】
燃料サイクルを長くし、ウラニウム２３５の濃縮レベルを高くすると、コストを低く且つさらに反応性物質を発生させることなく燃料寿命を延長できる一体的な可燃性吸収材を有する原子燃料及び燃料集合体を開発する必要性が依然として存在する。
【発明の概要】
【００１１】
本発明は、複数の燃料棒より成り、各燃料棒が複数の原子燃料ペレットを含み、５０％以上の燃料棒において少なくとも１つの燃料ペレットがアクチニド酸化物、アクチニド炭化物またはアクチニド窒化物とホウ素含有化合物の焼結混合物より成る燃料集合体を提供することにより上記必要性に応えるものである。ホウ素は他の可燃性吸収材に比べて寄生断面積が比較的小さいという事実により、普通、ホウ素含有燃料ペレットを燃料棒の５０％以上に入れる必要がある。ところが、従来の想定とは異なり、ホウ素は原子燃料と相互作用せず、発生するヘリウムの量を燃料使用時に解放される他の核分裂ガスの量と比較すると、燃料棒内の主要な圧力発生源ではないということが判明している。ホウ素を混合した燃料を調製するとコストが格段に低くなる。従って、より多くの燃料棒がホウ素含有燃料ペレットを含むようにして、各燃料棒中のホウ素は少ないが炉心中のホウ素の量を増加させると、加圧の問題を回避することができる。例えば、被覆ペレットを用いる場合、燃料棒は１インチ当たり約２ミリグラムのホウ素を含むが、ホウ素をペレット中に直接使用すると、燃料棒は１インチ当たり１乃至１．５ミリグラムのホウ素を含むようになり、これは２５乃至５０％の減少である。
【００１２】
燃料集合体の大部分の燃料棒中の少なくとも１つの燃料ペレットに天然ホウ素または濃縮ホウ素を添加することにより、現在の方法によるものと等価またはそれより優れた反応度の減少を格段に低いコストで行う。さらに、ホウ素を含む燃料棒の数を増加すると、燃料棒の内部圧力を現在の方法と比べて２分の１または３分の１にすることができる。従って、低レベルホウ素含有化合物を燃料棒に広く分布させると、本発明の利点が提供される。当業者であればわかるように、これらの利点は、炉心の熱出力が水冷原子炉の場合は５００メガワット以上、ガス冷却型原子炉の場合は２００メガワット以上である時最も顕著である。
【００１３】
現在用いられているＧｄ2Ｏ3及びＥｒ2Ｏ3の代替物として沸騰水型原子炉の燃料にホウ素を用いると、さらに大きな利点が得られる。製造を単純化し、燃料棒の加圧を軽減することに加えて、燃料ペレット内のＧｄ2Ｏ3及びＥｒ2Ｏ3が占める空間により多くの二酸化ウラニウム（または他のアクチニド酸化物、炭化物または窒化物）を充填できるため、所与のサイズの炉心により多くの燃料を装荷することが可能である。これらの希土類酸化物の低い熱伝導率により現在燃料棒毎に適用される濃縮の制約を完全に回避することが可能であるため、原子燃料の製造が有意に単純化される。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１４】
従って、本発明は、複数の燃料棒より成り、各燃料棒が複数の原子燃料ペレットを含み、５０％以上の燃料棒において少なくとも１つの燃料ペレットが金属酸化物または金属窒化物とホウ素含有化合物の焼結混合物より成る燃料集合体を提供する。ホウ素含有化合物は燃料中で可燃性毒物として作用する。本明細書中において、用語「燃料ペレット」は燃料棒に装荷される個々の焼結済み燃料ペレットを指すものとして使用する。燃料集合体の６０％以上の燃料棒中の少なくとも１つの燃料ペレットがホウ素含有化合物を含むのが好ましい。さらに好ましくは、燃料集合体の７０乃至８０％の燃料棒中の少なくとも１つの燃料ペレットがホウ素含有化合物を含む。
【００１５】
本願で任意の数値範囲に言及する時、かかる範囲は記載した範囲の最小値と最大値の間の全ての数及び／またはその端数を含むものと理解されたい。例えば、燃料集合体の燃料棒の５０％以上という範囲は、例えば、５１％、５２％、５３％、６０％、７０％、８０％、８５％、９０％、９１％、９２％、９３％、９４％、１００％と、それらの間の他の全ての中間値を含む、５０％と１００％の間の全ての中間値を積極的に含むものである。一実施例において、燃料集合体の５０％以上の燃料棒中の少なくとも１つの燃料ペレットは、ホウ素含有化合物と原子燃料の混合物より成る。他の実施例において、燃料集合体の少なくとも６０％、７０％、８０％、９０％またはそれ以上の燃料棒中の少なくとも１つの燃料ペレットはホウ素化合物を含む。
【００１６】
少なくとも１つのホウ素含有燃料ペレットを有する燃料棒において、燃料棒の全てのペレットがそうである１００％を最大として任意数のホウ素含有燃料ペレットを使用できる。通常、燃料棒中のホウ素含有燃料ペレットの数は５０％より大きいが、特定の燃料棒中のホウ素含有ペレットの数はさらに後述するように燃料設計の全ての局面に基づいて決定される。
【００１７】
選択される特定の原子燃料に適合し、密度、熱安定性、物理的安定性などのような燃料仕様を満足する限り、任意適当なホウ素含有化合物を用いることができる。適当なホウ素含有化合物として、ＺｒＢ2、ＴｉＢ2、ＭｏＢ2、ＵＢ2、ＵＢ3、ＵＢ4、Ｂ2Ｏ3、ＴｈＢ4、ＵＢ12、Ｂ4Ｃ、ＰｕＢ2、ＰｕＢ4、ＰｕＢ12、ＴｈＢ2及びそれらの組み合わせが含まれるが、それらに限定されない。好ましいホウ素含有化合物はＵＢ4及びＵＢ12である。
【００１８】
ホウ素含有化合物及びアクチニド酸化物、炭化物または窒化物は、混合物として調製された後、焼結されて、燃料ペレットとなる。原子燃料ペレットを調製するかかる方法は上述したように当該技術分野で公知であり、米国特許第３，３４９，１５２号；３，５２０，９５８号；及び４，７７４，０５１号を参照されたい。天然ホウ素または10Ｂ同位体を濃縮されたホウ素を用いることが可能であり、ある特定のファクターに応じて天然のレベルを超える10Ｂの任意適当な濃縮レベルでよい。濃縮ホウ素をより多く使用すると、全体として必要なホウ素含有化合物の量が減少するため、燃料の装荷を同時に増加することができる。しかしながら、濃縮ホウ素は天然ホウ素に比べて高価であり、使用するホウ素の濃縮量は燃料設計の他の局面とバランスさせるコスト決定要因となる。
【００１９】
従って、燃料ペレットに存在するホウ素含有化合物の量は、燃料ペレット中の燃料の総量に基づき、約５ｐｐｍ乃至約５重量パーセント、より好ましくは約１０ｐｐｍ乃至２０，０００ｐｐｍの範囲内であり、使用する量はウラニウム濃縮レベル、ホウ素濃縮レベル及び他のファクターに基づき異なる。燃料設計技術の当業者は、燃料ペレットに用いるホウ素含有化合物の所望量及びこの所望量のホウ素含有化合物を有する燃料ペレットを何本燃料集合体の特定数の燃料棒内に配置するかを容易に決定することができる。かかる計算は燃料装荷設計において普通どおりに行われるが、これは、燃料の年齢、周囲の燃料の使用パターン及び放射能、燃料中のウラニウム２３５のレベル、及び発生する中性子の数を考慮する必要がある。例示にすぎないが、中性子から見て受け入れ可能であれば、１つのバッチの全ての燃料棒中に等量の天然ホウ素を用いるにはホウ素レベルを約６６と７，０００ｐｐｍの間にする必要があるが、１００％濃縮ホウ素を用いると必要なホウ素レベルが約１３と１，２００ｐｐｍの間に減少する。現在の毒物分布方法と同様に、個々の燃料棒を選択的にホウ素化するのは中性子の観点から好ましいと認められる。天然ホウ素だけ、濃縮ホウ素だけを有する燃料ペレット、または天然と濃縮ホウ素を有するペレットを組み合わせて用いる燃料棒は全て本発明に包含されるものと考えられる。
【００２０】
ホウ素含有化合物は、任意適当な原子燃料と共に使用できる。適当な原子燃料の例として、アクチニド酸化物、アクチニド炭化物及びアクチニド窒化物が含まれる。例示的な燃料は、ＵＯ2、ＰｕＯ2、ＴｈＯ2、ＵＮ、（Ｕ，Ｐ）Ｏ2、（Ｕ，Ｐ，Ｔｈ）Ｏ2及び（Ｕ，Ｔｈ）Ｏ2、他のアクチニド酸化物、アクチニド炭化物、アクチニド窒化物、アクチニド酸化物の混合物、アクチニド炭化物の混合物及びアクチニド窒化物の混合物を含むが、それらに限定されない。
【００２１】
上述した燃料集合体は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）及び加圧重水型原子炉（ＰＨＷＲまたはＣＡＮＤＵ）を含む、軽水炉または重水炉のような実質的に熱中性子核分裂に基づく原子炉だけでなく、高速増殖炉への使用に好適で、経済的である。燃料集合体はガス冷却型原子炉への使用にも好適である。好ましくは、上記タイプの原子炉の任意のものの炉心の熱出力は、水冷原子炉の場合は５００メガワット以上、ガス冷却型原子炉の場合は２００メガワット以上である。
【００２２】
以下の説明において、同様な参照番号は幾つかの図面にわたり同じ部品または対応する部品を指す。また、以下の説明において、「前方」、「後方」、「左」、「右」、「上方」、「下方」などのような用語は便宜的に使用するものであって限定的なものとして解釈すべきでないことを理解されたい。
【００２３】
添付図面、特に図１及び２を参照して、該図は本発明の一実施例である、例示であるにすぎない、多数の適当なタイプの原子炉のうちの１つである加圧水型原子炉（ＰＷＲ）を総括的に参照番号１０で示す。ＰＷＲ１０の原子炉圧力容器１２は、複数の細長い燃料集合体１６より構成された炉心１４を収容する。図１に示す比較的少数の燃料集合体１６は説明を簡単にするためであるにすぎない。実際は、図２に略示するように、炉心１４はおびただしい数の燃料集合体により構成されている。
【００２４】
原子炉容器１２から半径方向内方に離隔してほぼ円筒形の炉心バレル１８があるが、この炉心バレル１８内にはバッフル構造２０として後述するフォーマー及びバッフルシステムがあり、これが円筒形バレル１８から複数の燃料集合体１６のアレイ構造である周囲が正方形の炉心１４への移行を可能にする。バッフル構造２２は炉心１４の原子燃料集合体１６を取り囲んでいる。バッフル構造２０は通常、ボルト（図示せず）により連結されたプレート２２より成る。炉心１４とバッフル構造２０は、上部炉心板２４と下部炉心板２６の間に配置され、これらの炉心板は炉心バレル１８により支持されている。
【００２５】
原子炉圧力容器１２の上端部は取り外し可能なクロージャーヘッド２８により気密封止されており、このヘッドの上には複数の制御棒駆動機構３０が取り付けられている。再び、説明を簡略にするため、多数の制御棒駆動機構３０のうちの少数を示す。各駆動機構３０は、燃料集合体１６の一部の上方及びその内部にある燃料棒クラスタ制御機構３２を選択的に位置決めする。
【００２６】
炉心１４の燃料集合体１６において進行する核分裂プロセスにより熱が発生するが、この熱はＰＷＲ１０の運転時、炉心１４を介して可溶性ホウ素を含む軽水のような冷却材流体を循環させることにより除去される。詳述すると、冷却材流体は通常、複数の入口ノズル３４（図１には１個だけ示す）を介して原子炉圧力容器１２内に圧送される。原子炉流体は、圧力容器１２と炉心バレル１８（及び炉心バレル上の熱シールド）の間に画定される環状領域３６を通って下方に流れ、圧力容器１２の底部に到達すると、そこで１８０度向きを変えて、下方炉心板２６を通り上向きに炉心１４を流れる。炉心１４の燃料集合体１６を上向きに流れると、冷却材流体は燃料集合体１６から流体への熱エネルギーの伝達により原子炉運転温度に加熱される。高温になった冷却材流体はその後、炉心バレル１８を貫通する出口ノズル４０（図１には１個だけ示す）を通って原子炉圧力容器１２から出る。かくして、燃料集合体１６が冷却材流体に与える熱エネルギーは流体により圧力容器１２から運び出される。
【００２７】
炉心バレル１８に存在する孔部（図示せず）により、炉心バレル１８とバッフル構造２０の間には冷却材流体が炉心１４内より高い圧力で存在する。しかしながら、バッフル構造２０は炉心バレル１８と協働して、冷却材流体が圧力容器１２と炉心バレル１８の間の環状領域３６を下方に流れる時該流体を燃料集合体１６から分離する。
【００２８】
以上略述したが、炉心１４は多数の細長い燃料集合体１６により構成されている。図３を参照して、ＰＷＲ１０に用いるタイプの燃料集合体１６はそれぞれ、基本的に、下部炉心板２６上に集合体を支持する下端構造物または底部ノズル４２と、底部ノズル４２から上方に突出し縦方向に延びる多数の案内管またはシンブル４４とを有する。集合体１６はさらに、案内シンブル４４の長さ方向において軸方向に離隔しそれらに固着された複数の横方向支持格子４６を有する。格子４６は、複数の燃料棒４８がアレイを編成するように横方向に離隔して支持する。また、集合体１６は、その中心に位置する計測管５０と、案内シンブル４４の上端部に固着された上端構造物または上部ノズル５２とを有する。部品をこのように配置構成することにより、燃料集合体１６は集合体部品を破壊することなく便利に取り扱えるようにする一体的ユニットを形成する。
【００２９】
図３及び４からわかるように、燃料集合体１６の各燃料棒４８は、それぞれ上端部プラグ５６と下端部プラグ５８とが両端部に固着されそれらを密封することにより内部に密封チェンバ６０を画定する細長い中空の被覆管５４を含む限りにおいて同一構成を有する。複数の燃料ペレット６２は、チェンバ６０内に端部同士が当接するスタック構成で配置され、ペレットスタックの上部と上端部プラグ５６の間のチェンバ６０内に配置されたばね６４の作用により下端部プラグ５８に押圧される。
【００３０】
ＰＷＲの運転にあたり、炉心１４の寿命をできるだけ長くしてウラニウム燃料の利用率を改善し、それにより燃料コストを減少することが好ましい。この目的を達成するために、炉心１４に最初に過剰反応度を与え、それと同時に、その寿命にわたって反応度を比較的一定に維持する手段を設けることが普通行われる。
【００３１】
図２、３及び４は、この目的を達成するための本発明の好ましい実施例を示す。図３及び４からわかるように、燃料棒４８は、軸方向ブランケットとして燃料棒４８の燃料ペレットスタックの上端部及び下端部に配置される、ホウ素化合物を含まない燃料ペレット６２Ａを幾つか端部接触関係に並べたもの、またはストリングを有する。燃料棒４８はまた、スタックの中間部分に設けたホウ素含有化合物を有する燃料ペレット６２Ｂのストリングを備えている。
【００３２】
図２を参照して、該図は、本発明の好ましい実施例による炉心１４内の集合体の配置構成を示すが、これらは図２において「Ｏ」で示すホウ素含有化合物を含まない燃料棒を有する集合体と、全ての燃料棒が図２において「Ｘ」で示すホウ素含有化合物を含む少なくとも１つの燃料ペレットを有する集合体とより成る。
【００３３】
例示にすぎないが、表１は本発明の集合体を従来技術のものと比較した情報を提供する。
【００３４】
表  １
IFBA被覆燃料(ZrB2)    UB4を有する
を有する元の棒        棒（本発明）
ホウ素装荷率            10 mg/inch            325.5 ppm
ZrB2を被覆するかUB4
を含む全燃料棒の%        60 %                  100 %
ペレット直径            0.37 inches            0.37 inches
UO2密度                  10.47 gm/cm3          10.47 gm/cm3
UO2装荷率                18.43 gm UO2/inch    18.43 gm UO2/inch
10B装荷率                108.5 ppm            65.1 ppm
ホウ素総量における
10Bのレベル              20 %                  20%
10B ならし装荷率        65.1 ppm              65.1 ppm
ホウ素総装荷率          524.5 ppm              325.5 ppm
UB4装荷率                                      2119 ppm UB4
IFBA又はUB4を有
するペレットの%          100 %                100 %
【００３５】
本発明の特定の実施例を例示目的で上述したが、当業者には本発明の詳細事項の多数の変形または設計変更が頭書の特許請求の範囲に記載された本発明から逸脱することなしに行えることが明らかであろう。
【図面の簡単な説明】
【００３６】
【図１】本発明が適用される従来型原子炉の縦方向部分断面部分立面図である。
【図２】図１の線２−２に沿う原子炉の単純化された拡大平面図であるが、炉心が本発明に従って燃料とホウ素含有化合物の構成及び配置を有する態様を示す。
【図３】図２の原子炉の燃料集合体の１つを部分断面且つ部分破断図で示す立面図であり、燃料集合体を垂直方向に予め短くした形で示す。
【図４】中間に並ぶホウ素含有燃料ペレットと、上端部及び下端部に並ぶ非被覆燃料ペレットとを含む図３の燃料集合体の燃料棒を示す拡大短縮縦及び軸方向断面図である。
【図１】
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【図２】
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【図３】
2006113069.tif 000005
【図４】
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【外国語明細書】
2006113069.tif 000007
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ABSTRACT OF THE DISCLOSURE
1. ABSTRACT
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2. REPRESENTATIVE DRAWING
FIG. 2
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