(57)【要約】      （修正有）【課題】従来の沸騰水型原子炉構造は変えずに、反応度係数を正にする傾向があるPuを始めとする超ウラン元素を何度でも精製使用可能な燃料集合体を提供する。【解決手段】核反応抑制超ウラン元素ペレット１３０は、超ウラン元素金属を高さが1cm程度で外直径がステンレスの鞘である被覆管１５１の内直径以内で上下端開の円筒形にした超ウラン元素金属ペレット１１１の中空部に核反応抑制カプセル１１２を内蔵してなる。核反応抑制カプセル１１２は、固体可燃性毒物を円筒形にした円筒形固体可燃性毒物円筒１２１の中空部に円柱形の固体減速材芯１２２を充填してなる。超ウラン元素核燃料集合体1００は、上記核反応抑制超ウラン元素核燃料棒１３１を多数本正方格子状に配列した束の４面をチャンネルボックス３５の中に覆った。【選択図】図４
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
超ウラン元素核燃料棒（１３１）は、ステンレス製の鞘である被覆管（１５１）の中にヘリウムを充填すると共に多数個の核反応抑制超ウラン元素ペレット（１３０）を連続堆積し上端を上部端栓（42）で密封し下端を下部端栓（４７）で密封してなり、
核反応抑制超ウラン元素ペレット（１３０）は、超ウラン元素金属を円筒形にした超ウラン元素金属ペレット（１１１）の中空部に核反応抑制カプセル（１１２）を内蔵してなり、
核反応抑制カプセル（１１２）は、固体減速材を円柱形にした固体減速材芯（１２２）に、固体可燃性毒物を円筒形にした円筒形固体可燃性毒物円筒（１２１）を嵌め、当該円筒の外側をステンレス製のカプセル被覆管（１２３）で被覆してなり、
上記核反応抑制超ウラン元素核燃料棒（１３１）を多数本正方格子状に配列した束の４面をチャンネルボックス（３５）の中に覆ったことを特徴とする超ウラン元素核燃料集合体（1００）。
【請求項２】
請求項1の超ウラン元素核燃料集合体（1００）において、
十字型スペーサ（１４１）は、正方形のステンレス製の外枠（６１）と、当該外枠（６１）に正方格子状に固着したステンレス製の薄板格子板（６２）と、十字型拘束バネ（１４２）と、十字型固定端子（１４３）からなり、
十字型拘束バネ（１４２）は、十字型に組んだ4本のステンレス製の薄板腕（１５２）と、各薄板腕（１５２）の先端に固着したニッケルまたはニッケル基合金製の拘束バネ部（１６２）とからなり、
十字型固定端子（１４３）は、十字型に組んだ4本のステンレス製の薄板腕（１５２）と、各薄板腕（１５２）の先端に固着したステンレスまたはニッケル基合金製の固定端子部（１６３）とからなり、
薄板格子板（６２）の交差位置に１つ置きに十字型拘束バネ（１４２）を敷設し、
上記十字型拘束バネ（１４２）に隣接する薄板格子板（６２）の交差位置に十字型固定端子（１４３）を敷設し、
1本の超ウラン元素核燃料棒（１３１）を1個の拘束バネ部（１６２）と、３個の固定端子部（１６３）とで拘束することを特徴とする十字型スペーサ（１４１）。
【請求項３】
超ウラン元素核燃料棒３（３３１）は、ステンレス製の鞘である被覆管（１５１）の中にヘリウムを充填すると共に多数個の下記円柱超ウラン元素金属ペレット（３３０）を連続堆積し上端を上部端栓（42）で密封し下端を下部端栓（４７）で密封してなり、
円柱超ウラン元素金属ペレット（３３０）は超ウラン元素金属を円柱形にしてなり、
炭化珪素ブロック（２０１）は、可燃性毒物を添加した炭化珪素製であって、断面が正方形の直方体に円筒形の貫通孔である核燃料装荷貫通孔（２０２）を正方格子状に配列してなり、かつ、前記核燃料装荷貫通孔（２０２）出口周辺にスペーサを敷設するための凹みであるスペーサ溝（２０３）を施してなり、
上記の超ウラン元素核燃料棒３(３３１）を多数本正方格子状に配列した束に、前記炭化珪素ブロック（２０１）続いてスペーサを交代に数段積み重ねてから４面をチャンネルボックス（３５）の中に覆ったことを特徴とするブロック超ウラン元素核燃料集合体（３００）。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、核燃料集合体に関する。
【背景技術】
【０００２】
図１は沸騰水型原子炉に装荷せる核燃料を内包する従来の核燃料集合体（３０）の概略斜視図である（非特許文献1。非特許文献２）。
核燃料集合体（３０）は、多数本正方格子状に配列した核燃料棒（３１）の束の４面をジルコニウム合金の正方形の枠であるチャンネルボックス（３５）の中に覆い、核燃料棒（3１）の束の上端をステンレス製の上部タイプレート（２）で下端をステンレス製の下部結合板（５０）で結合支持してなる。
チャンネルボックス（３５）は、上部タイプレート（２）に結合ピン（４０）により上部で結合されている。ステンレス製の上部タイプレート（２）には核燃料集合体（３０）を移動させるためのトッテ（２１）が付設されている。
スペーサ（３４）は核燃料棒（３１）の高さ途中に数個位置して複数本の核燃料棒（３１）間の間隔を規制するステンレス製またはジルコニウム合金製の薄板である。スペーサ（３４）は、外枠と、当該外枠内に縦横に組み合わせた格子薄板からなる。
正方格子状に配列されたる核燃料棒（３１）の間隙を冷却材が流れる。
ステンレス製の上部タイプレート（２）の詳細を示す図３に記載せる上部端栓差込口（２２）には、核燃料棒（３１）の上部端栓（４２）が差込まれる。
図３に記載せるステンレス製の下部結合板（５０）の上面は後記の下部結合板格子部（５２）及び下部端栓軸差込部（５１）からなる。下部端栓軸差込部（５１）及び下部結合板格子部（５２）とで囲まれた空隙部は冷却材流入口（５３）となっていて、冷却材である水が冷却材流入口（５３）からチャンネルボックス（３５）の内側に入る。
核燃料棒（３１）下端のステンレス製の図２に示す下部端栓（４7）が、下部端栓軸差込部（５１）に差し込まれる。下部端栓軸差込部（５１）は、下部結合板格子部（５２）によって支えられている。
核燃料集合体（３０）に流入した水は、核燃料棒（３１）から熱を吸収して液体の水の一部が飽和蒸気になる。液体である飽和水と気体である飽和蒸気が共存して流れている二相流となって上部に流れる。二相流断面において飽和蒸気が占める割合をボイド率と呼んでいる。定常出力運転時でのボイド率は核燃料集合体（３０）の下部ではゼロであり、中程では約４５％になっており、上部では約７０％になっている。
運転圧力約７０気圧での飽和蒸気温度は約286℃である。
図２は、従来の核燃料集合体（３０）と従来の十字形の制御棒（３６）とからなる従来の炉心平面の部分図及び従来の核燃料棒（3１）の縦断面図である。
核燃料集合体（３０）は正方格子状に配列してなる十字形の制御棒（３６）に隣接させて装荷される。
チャンネルボックス（３５）枠の中に、核燃料棒（３１）は多数本正方格子状に配列されている。多数本の核燃料棒（３１）の内、数本は核燃料が装荷されていない水棒で置換えられている場合がある。
核燃料棒（３１）の間は主冷却材通路（１１）となっており、二相流が流れている。核燃料棒（３１）から発生した熱は二相流に伝達される。核燃料集合体（３０）下端から入った未飽和水は飽和水となり、飽和水の1部が蒸気となって二相流となり、核燃料集合体（３０）上端に向かって流れ出る。
隣接する核燃料集合体（３０）の間の漏洩冷却材通路（１２）には、未飽和水が下部から流入し飽和水となって上に流れている。十字形の制御棒（３６）は漏洩冷却材通路（１２）の中を上下に動ける。十字形の制御棒（３６）に敷設されている制御棒ガイドローラにより、制御棒（３６）は隣接するチャンネルボックス（３５）の間を滑らかに上下動できる。反応度を制御するための中性子吸収物には、ボロンカーバイド（B4C）と金属ハフニウム（Hf）がある。図2は板状の金属ハフニウムを十字形に配列している。金属ハフニウムはむき出しであったり、ステンレスの板で覆っていたりする。
ボロンカーバイドは粒状であって、ステンレス製の円筒状の鞘の中に充填密封されている。ボロンカーバイドを内蔵した多数本の円筒を十字形に配列している。
核燃料棒（3１）は、大気圧の約10倍程度のヘリウムを内封する直径約10mm長さ2m~4ｍの中空円筒形鞘であるジルコニウム合金製またはステンレス製の被覆管（４１）と、この被覆管（４１）の上下開口端を気密閉塞するステンレス製の上部端栓（４２）及びステンレス製の下部端栓（４７）と、上部スプリング（４５）と、上部プレナム（１６）と、被覆管（４１）内に装填される核燃料である濃縮ウランの酸化物またはウラン（ウラニウムとも呼ぶ）とプルトニウムの混合酸化物(MOX)を円柱状に焼結してなる多数個の核燃料ペレット（４４）から構成されている。
下部端栓（４７）は2段になっていて、上側の下部端栓傘部（４８）と下側の下部端栓軸部（４９）とからなる。
下部端栓軸部（４９）は、前記下部結合板（５０）の下部端栓軸差込部（５１）に差し込まれる。
下部端栓傘部（４８）は、上は被覆管（４１）に直結している。
図3に図1に示した核燃料集合体（３０）の下部及び上部の詳細図である。
下部結合板（５０）はノーズ部(54)と上面部とからなるステンレス鋼鋳物である。
ノーズ部(54)から冷却水を核燃料集合体（３０）内に取り込む。
上面部で核燃料棒（３１）を支える。
上面部には、核燃料棒（３１）の下部端栓軸部（４９）を差し込むための下部端栓軸差込部（５１）が格子状に配列されている。下部端栓軸差込部（５１）は下部結合板格子部（５２）で支えられる。下部端栓軸差込部（５１）と下部結合板格子部（５２）とで囲まれた空隙は、冷却材が流入してくるための冷却材流入口（５３）である。冷却材である水が核燃料集合体（３０）下端の冷却材流入口（５３）からチャンネルボックス（３５）の内側に入る。
上部タイプレート（２）には核燃料集合体（３０）を移動させるためのトッテ（２１）が付設されている。
上部タイプレート（２）底面には、前記の上部端栓（４２）を差込むための上部端栓差込口（２２）が貫通している。上部タイプレート（２）の所々に冷却材である水と蒸気が流出するための冷却材通路が開いている。
【非特許文献１】：同文書院、1982年、三島良積「核燃料工学」
【非特許文献２】：オーム社、1989年、浅田他「原子力ハンドブック」。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００３】
核燃料であるウラン（U）やプルトニウム（Pu）の中性子との反応は中性子の速度によって変わり、中性子の速度は減速材である水の量により変わる。したがって、ボイド率の違いは水の量の違いであるから、ボイド率の違いは核燃料と中性子との反応の結果生じる出力に変化をもたらし、逆に出力の変化はボイド率に違いをもたらす。
原子力発電を続行するためには、今後、少なくとも100年間は原子力発電が必要とされるものでなければならない。原子力発電が100年間必要であるためには、石油・LNG資源よりも長期間核燃料が日本で確保し続けられるものでなければならない。そのためには、核燃料の再処理が前提になる。
核燃料再処理の現状は停滞している。その主たる原因は、核燃料としてU235濃縮ウラン酸化物燃料を使った使用済み燃料の再処理の難しさにある。軍事目的でプルトニウム239（Pu239）を生成するために開発された再処理技術は、金属ウランを低燃焼度で取出し、Pu239を多く含むプルトニウムを抽出するための技術であった。
【０００４】
一般的には、ボイド反応度係数は負であることが望ましいとされているが、使用済み核燃料中に存在するプルトニウムをはじめとする超ウラン元素はボイド反応度係数を正にする傾向が高い。
超ウラン元素は、原子番号92のウランよりも大きな原子番号を持つ元素。例えば、ネプツニウム（Nｐ）、プルトニウム（Pu）、アメリシウム（Am）、キューリウム（Cm）等がある。
使用済み核燃料中にはウランが大量に存在するが、再処理過程でウランと超ウラン元素は分離される。
なお、ウラン核燃料の使用済み核燃料中には、ウラン235から生成されるプルトニウム236が存在する。プルトニウム236はα線が強いので、酸化ウランの場合は酸素がα-n反応（α線を吸収して中性子を発生する）によって多くの中性子を発生させる。再処理において困難をもたらす。このように、酸化物のウラン核燃料にも難点がある。
有り余る困りものとされているプルトニウムを始めとする超ウラン元素の消滅にはウランを含有させないで超ウラン元素だけで燃焼させればよい。しかし、超ウラン元素を現行BWRに導入した場合、ボイド反応度係数が正であることが問題である。
【０００５】
累積する使用済核燃料を減らすには、使用済核燃料を再処理して超ウラン元素を燃焼させてしまうのがよい。残りの大部分は放射能が小さいウラン２３８（六甲山系にあるような花崗岩や、珪素を半導体用に生成する過程で大量発生する劣化珪素の中にはウラン２３８が含有されている。ウラン２３８が有るということは、微量のプルトニウムが含有されている。これ等は通常ゴミとして地表に処分されている。
ウラン２３８が身の回りにあるということを、原発の言葉は出さずに何気にＴＶやインタネットで繰り返し長期間放映しておくことが大事である。プルトニウムでさえも太古から海水中にあったことや、雷によってガンマ線が発生することを強く広く広報することも大事である。人間誕生以来、人は地中からのクリプトンによる放射線に照射され続けてきた。
U235濃縮ウラン酸化物燃料を使った使用済み燃料からでたウラン２３８は、コンクリートに混ぜて重コンクリートとして津波堤防（含有されているＵ２３８からの放射線は、自己遮蔽により外部に漏洩し難い。海側には人がいないから陸地側に通常のコンクリートを被覆すればよい）とすればよい。
大津波が来たところには当分人は住まないし、人口減社会では無人地帯になるだろうから問題になり難い。堤防の上に表面由来エネルギー発電装置を設置すれば更に問題になり難くなる（装置を置かないと道路にしようという土建議員が出てくる。道路にしてから放射線を問題にして解体再建設する）。
ボイド反応度係数を正にする傾向がある超ウラン元素を酸化物（超ウラン元素からのα線を受けてα-n反応する）を避けて金属の形で核燃料とし、後記の工夫によりボイド反応度係数が過度に正にならないように工夫した核燃料集合体を採用し、再処理コストの安い核燃料集合体とする。
現行BWRでは望ましくないとされているボイド反応度係数が正では、出力が何らかの原因で上昇してボイドが増加すれば反応度が増加して出力が増加しボイドが増加するから圧力が更に上昇しようとするが、原子炉圧力を一定に保つための圧力制御装置があるから、圧力上昇は抑制されボイドの増加も抑制されるから出力の更なる上昇は抑制される。圧力制御装置は、火力発電所や大抵の化学プラントでも敷設されている。
ボイド反応度係数が負であっても正であっても、圧力制御装置が健全でなければ原子炉の安全性は保たれない。ボイド反応度係数が正の方が、過度に正でなければむしろ原子炉の安全性が高い。
更に、核燃料がボイド係数を負にするウラン２３８を大量に内蔵する必要がなく、むしろ、大量のウラン２３８が削除されているため再処理ではコスト減になる。
ボイド反応度係数が過度に正にならないようにするためには、以下のような工夫をする。後記の核反応抑制カプセル（１１２）を導入する。その他、核燃料棒間隙を狭くして冷却材領域を小さくしてボイド変化が生じる幅を狭くするとか、通常運転はボイドが高い状態にして１００％ボイドとの差を小さくするとかにする。
被覆管材料は、ジルコニウム合金が主流であるが、炉心溶融事故を想定すると水―ジルコニウム反応による水素発生を抑制する意味から、ステンレスがよい。
【課題を解決するための手段】
【０００６】
再処理施設とか最終処分場といった名前は、地元民は元より多くの人々にとって、嫌なイメージである。それに対し、使用した核燃料を精製して再び原子力発電所に送り出すという意味で、使用した核燃料を精製搬出所に持って行き、精製し終わったら再び原子炉施設に搬出する精製搬出所では、使用済核燃料の滞留がない。従来のように核分裂生成物と、ウランと、超ウラン元素と3種類に分離することなく、核分裂生成物と、超ウラン元素の2種類にして、乾式再処理でかつ粗い分離係数で精製すれば低レベル廃棄物は少なく、当該低レベル廃棄物は原子力発電所構内や太陽光発電所（電力会社そのものではないが遠い縁者）の人工地盤や道路下地に利用すべく、精製搬出所から外に出す。被覆管等の構造材も再使用する。アメリシウムやキューリウムといった高レベル廃棄物は搬出すべき核燃料の中に留めて発電所に搬出する。いわば、精製搬出所対応の超ウラン元素核燃料集合体を作る。従来の軽水炉のように長寿命核燃料集合体にしてはいけない。熱効率を上げて、かつ短寿命にして装荷核燃料重量を軽くし、何らかの事故が生じても大事にはなり難くする。
既存再処理施設と間違われないように六ケ所村とは離れた地点がよい。精製搬出所では乾式再処理技術を採用すればコンパクトだから狭い敷地でよい。小さな乾式再処理施設を数十か所に分散するのがよい。
どんな時代のどんな国でも豊かな社会の内は、非政権野党は当該技術を絶対理解しないという固い決意の元に政争の道具とするであろう。細々とやっていくのがよい。英・米発の保護貿易や、ウインドウズ１０・アイホン７が普及すると遠隔封鎖の危険が生じ、日本は簡単に貧乏になり石油や太陽光電池材料のシリコンを買う金がなくなって全国民が貧乏になれば、卑怯で卑屈な正義漢達も心和み原発稼働へ合意する。
【０００７】
手段１は、圧力制御装置を持つ沸騰水型原子炉に装荷せる核燃料集合体についての発明である。
超ウラン元素核燃料棒（１３１）は、ステンレス製の鞘である被覆管（１５１）の中にヘリウムを充填すると共に多数個の核反応抑制超ウラン元素ペレット（１３０）を連続堆積し上端を上部端栓（42）で密封し下端を下部端栓（４７）で密封してなる。
核反応抑制超ウラン元素ペレット（１３０）は、超ウラン元素金属を円筒形にした超ウラン元素金属ペレット（１１１）の中空部に核反応抑制カプセル（１１２）を内蔵してなる。
核反応抑制カプセル（１１２）は、固体減速材を円柱形にした固体減速材芯（１２２）に、固体可燃性毒物を円筒形にした円筒形固体可燃性毒物円筒（１２１）を嵌め、当該円筒の外側をステンレス製のカプセル被覆管（１２３）で被覆してなる。
上記核反応抑制超ウラン元素核燃料棒（１３１）を多数本正方格子状に配列した束の４面をチャンネルボックス（３５）の中に覆ったことを特徴とする超ウラン元素核燃料集合体（1００）である。
カプセル被覆管（１２３）は、円筒形固体可燃性毒物円筒（１２１）の表面にステンレス溶液の溶射やステンレス箔接着やステンレス薄板帯接着とする。
固体減速材芯（１２２）は炭化珪素でもよいが、円筒形固体可燃性毒物円筒（１２１）によって囲まれていてα線から遮蔽されているから、ベリリウムや炭素にしても中性子を放出しない。
固体可燃性毒物は、低速中性子との反応が大きく融点が超ウラン元素金属よりも高いエルビウム（Er）またはガドリニウム（Gd）がよい。
カプセル被覆管（１２３）で囲まれているからα線から遮蔽されている。したがって、固体可燃性毒物は、ErやGdやユーロピイウム（Eu）やカドミウム（Cd）の酸化物でもよい。
エルビウムもガドリニウムも中性子吸収断面積が大きいが、燃焼が進むと中性子吸収能力が実質的にゼロになるから、超ウラン元素を無駄に多く装荷しなくて済む。
【０００８】
超ウラン元素金属ペレット（１１１）で発生した高速中性子は、円筒形固体可燃性毒物円筒（１２１）（高速中性との反応は小さいが、低速中性子との反応は大きい）を通過して固体減速材芯（１２２）に至り減速されて低速中性子になる。当該低速中性子は円筒形固体可燃性毒物円筒（１２１）に吸収される。
何らかの原因でボイドが増加すると水の成分である水素が減少するから高速中性子が増加する。しかし、高速中性子を減速させる固体減速材があるから、たとえボイドが１００％になっても、高速中性子は減速され低速中性子になり、続いて低速中性子は固体可燃性毒物に吸収されるから、核燃料が急速に核分裂するのは抑制される。
超ウラン元素には、低速中性子により激しく核分裂がある。そこで、固体減速材芯（１２２）で発生した低速中性子は固体可燃性毒物に吸収して、超ウラン元素金属ペレット（１１１）に殆ど届かなくしている。
固体可燃性毒物であるErやGdは、中性子を十分吸収するとそれ以上中性子を吸収しない性質があるため、超ウラン元素が燃焼消耗した原子炉運転後期には中性子を殆ど吸収しなくなる。超ウラン元素は、効率は悪いが低速中性子によっても核分裂するから、運転期間はある程度伸びる。
超ウラン元素金属（１３３）にウラン238が若干混入されていても問題はない。ウラン238は中性子を吸収してプルトニウムになって核燃料の消耗を補ってくれる。更に、ウラン238はボイド反応度係数を負にする傾向が大きいので、ボイド反応度係数が正の傾向を持つ超ウラン元素主体の核燃料のボイド反応度係数は正の傾向が抑制される。したがって、再処理における分離作業が厳密なものでなく緩やかなもので若干のウラン238が混入してもよく、再処理コスト低減になる。
【０００９】
手段２は手段1の超ウラン元素核燃料集合体（１００）におけるスペーサである。従来のスペーサでもよいが、以下のような十字型スペーサ（１４１）にすると、組み立てが容易になる。
十字型スペーサ（１４１）は、正方形のステンレス製の外枠（６１）と、当該外枠（６１）に正方格子状に固着したステンレス製の薄板格子板（６２）と、十字型拘束バネ（１４２）と、十字型固定端子（１４３）からなる。
十字型拘束バネ（１４２）は、十字型に組んだ4本のステンレス製の薄板腕（１５２）と、各薄板腕（１５２）の先端に固着したニッケルまたはニッケル基合金製の縮み易い拘束バネ部（１６２）とからなる。
十字型固定端子（１４３）は、十字型に組んだ4本のステンレス製の薄板腕（１５２）と、各薄板腕（１５２）の先端に固着したステンレスまたはニッケル基合金製の縮み難い固定端子部（１６３）とからなる。
薄板格子板（６２）の交差位置に１つ置きに十字型拘束バネ（１４２）を敷設する。
上記十字型拘束バネ（１４２）に隣接する薄板格子板（６２）の交差位置に十字型固定端子（１４３）を敷設する。
1本の超ウラン元素核燃料棒（１３１）を1個の拘束バネ部（１６２）と、３個の固定端子部（１６３）とで拘束することを特徴とする十字型スペーサ（１４１）である。
各薄板腕（１５２）の延長線上に超ウラン元素核燃料棒（１３１）の中心軸がある。
【００１０】
超ウラン元素を効率よく燃焼させるには、蒸気ボイド割合を大きくする必要がある。しかし、特許文献１によれば、蒸気ボイド割合が７０％近傍になると核燃料棒の表面が局所的に蒸気ボイドに晒され出す。蒸気ボイドに晒された箇所の被覆管温度が急上昇し、被覆管が破損する恐れがある。
被覆管温度が急上昇するのを緩和するために、気体の蒸気ボイドと液体の水を撹拌させて、核燃料棒の表面が局所的に蒸気ボイドに晒され難くする。そのために、スペーサにタービュランスプロモータの役割も持たせる。
薄板腕（１５２）を配置することにより、気体の蒸気ボイドと液体の水を撹拌させて、蒸気だけに晒され難くする。なお、最低高さに配置するスペーサは、特許文献１に言う臨界ボイドになると被覆管温度が急上昇するから、臨界ボイドになる高さよりも低い高さとする。例えば臨界ボイド発生位置の5cm下である。 
拘束バネ部（１６２）または固定端子部（１６３）を十分縦長にすれば、接触長さの分だけ冷却される。拘束バネ部（１６２）も固定端子部（１６３）も発熱しないから冷たい。したがって、核燃料棒から発生する輻射熱を吸収する。また、万一、被覆管が局所的に破損しても拘束バネ部（１６２）または固定端子部（１６３）が破損個所を覆うため、破損個所が広がるのを抑制することができる。
拘束バネ部（１６２）をニッケルまたはニッケル基合金製としたのは、ニッケルはバネ性が高いからである。バネはチューブ状または波板状とする。
固定端子部（１６３）をステンレスまたはニッケル基合金製としたのは、若干のバネ性はあるが硬くして固定性能を期待しているからである。ただし、超ウラン元素核燃料棒（１３１）が過度に膨張して過度な応力が掛かる場合には若干縮む程度の硬バネ性は備えている。チューブ状であれば固定性能と硬バネ性を調節できる。
薄板腕（１５２）をステンレス製としたのは、硬さがあることによる拘束性能を期待しているからである。
原子炉運転時の高温膨張状態で、固定端子部（１６３）が超ウラン元素核燃料棒（１３１）に接触するように、１個の拘束バネ部（１６２）で超ウラン元素核燃料棒（１３１）を押すように力を掛けた。
集合体製造時において超ウラン元素核燃料棒（１３１）の束にスペーサを挿入する際、作業員は超ウラン元素核燃料棒（１３１）を拘束バネ部（１６２）方向だけに動かせばよいから作業し易い。
加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の核燃料集合体に装着されるスペーサ（特許文献２）は、1本の核燃料棒を２個のバネと、２個の固定端子ディンプルとで拘束する。2個のバネのバランスを調整しなければならない。
【特許文献１】：特願２００9−276095
【特許文献２】：特表２００４−509322
【００１１】
手段３は、超ウラン元素核燃料棒３（３３１）を以下のようなブロックに収めた超ウラン元素核燃料集合体である。超ウラン元素核燃料棒３（３３１）の中には超ウラン元素のみを内蔵しているため、再処理が容易になる。
超ウラン元素核燃料棒３（３３１）は、ステンレス製の鞘である被覆管（１５１）の中にヘリウムを充填すると共に多数個の円柱超ウラン元素金属ペレット（３３０）を連続堆積し上端を上部端栓（42）で密封し下端を下部端栓（４７）で密封してなる。
円柱超ウラン元素金属ペレット（３３０）は、超ウラン元素金属を円柱形（高さ1cm程度）にしてなる。
炭化珪素ブロック（２０１）は、可燃性毒物を添加した炭化珪素製であって、断面が正方形の直方体に円筒形の貫通孔である核燃料装荷貫通孔（２０２）を正方格子状に配列してなり、かつ、核燃料装荷貫通孔（２０２）出口周辺にスペーサを敷設するための凹みであるスペーサ溝（２０３）を施している。
上記の超ウラン元素核燃料棒３（３３１）を多数本正方格子状に配列した束に、炭化珪素ブロック（２０１）続いてスペーサを交代に数段（５〜６段）積み重ねてから４面をチャンネルボックス（３５）の中に覆ったことを特徴とするブロック超ウラン元素核燃料集合体（３００）。
超ウラン元素核燃料棒３（３３１）下端は下部結合板（５０）の下部端栓軸差込部（５１）に差込んでいる。超ウラン元素核燃料棒３（３３１）上端は上部タイプレート（２）で拘束している。
拘束バネ部（１６２）または固定端子部（１６３）は核燃料装荷貫通孔（２０２）の内側にくる。
炭化珪素ブロック（２０１）とスペーサを一体化してもよい。
炭化珪素の炭素成分が高速中性子を減速させ低速中性子にする。低速中性子は可燃性毒物によって吸収される。ボイドが急に増えても高速中性子を減速させ、低速中性子にして可燃性毒物で吸収するから核反応が急激に上昇することはない。可燃性毒物が効力を失う燃焼後期では、超ウラン元素の内、低速中性子に対して核分裂をし易い成分が減少していることと、燃焼後期では核分裂生成物の中にサマリウム(Sm)等の中性子吸収作用が強い物質が累積しているためボイド率上昇の影響は小さい。
RBMK（チェルノブイリ原子炉（制御棒挿入装置は日本の装置よりも劣っていたと推測される））では、炭化珪素の代わりに炭素を使い、定格運転ではボイド率が小さい状態である。しかるに、本発明では高ボイド率状態で定格運転することを前提とするため、水の中性子吸収効果は小さく無視しえる程度であるから、１００％ボイドになっても中性子吸収作用が急激になくなることはない。更に、たとえ、ボイド反応度係数を正にする傾向が強い超ウラン元素を核燃料としていても、ボイド反応度係数正を十分考慮して、現在の高圧高温プラントで採用されている高温強度などの機械的性能や動作性能が高い圧力調整装置とすれば問題ない。ボイド反応度係数が負のＰＷＲでも、スリーマイル事故のように加圧器の圧力調節に失敗すれば事故になる。特に、ＰＷＲでは、冷却水の中に中性子吸収材であるホウ素を混合しているため、冷却材喪失事故では正の反応度が入ることになる。ボイド反応度係数が負でも正でも、故障しないで頑丈な圧力調整装置が必須である。蛇足であるが、化石燃料燃焼発電所でも圧力調整装置が必須であり、圧力調整装置が故障すると大事故になりかねない。
ボイド反応度係数符号に関わらず、ＢＷＲでもＰＷＲでも制御棒挿入装置が高速でなければならない。ＰＷＲでもＢＷＲでも後備制御装置を用意していて、大量のホウ酸混合水を用意している。
炭化珪素ブロックについては、イビデン社がチャンネルボックス（３５）を炭化珪素で製作したことがある。
【００１２】
手段４は、手段３のブロック超ウラン元素核燃料集合体（３００）において、核燃料棒を手段１の超ウラン元素核燃料棒（１３１）としたことを特徴とするブロック超ウラン元素核燃料集合体４（４００）である。
本手段は、固体減速材を十分装荷して低速中性子割合を多くする。蒸気ボイド率は大きくする。蒸気ボイド率が変化しても、十分装荷されている固体減速材により低速中性子割合は殆ど変化しない。したがって、蒸気ボイド率が変化しても出力の変動は小さい。
超ウラン元素の内のPu239を効率よく燃焼させるには、高速中性子がよい。一方、Pu239は0.2eV以下の低速中性子に対しても効率よく燃焼する。Pu239に中性子１個が吸収された結果、放出される中性子の数をa個とすると、0.2eV以下の低速中性子に対してaは約2である。1個は次の核分裂に使われるとすると1個余る。U238があればPu239が生成されるから新型転換炉（ATR）のように転換炉になる。しかし、本発明ではU238がないからPU239は減少する。ただ、余った中性子の1部は減速されて低速中性子になりPu240に吸収されて、低速中性子に対して激しく核分裂するPu241になる。このように効率よくプルトニウムが燃焼しながら超ウラン元素は減少する。なお、Pu242は低速中性子を吸収すると、α崩壊してU238に、γ崩壊からβ崩壊してAm243になる。これ等は低速中性子に対して核分裂しない。
多数本の超ウラン元素核燃料棒（１３１）の内、1割位の本数をステンレスの管の中に重水素化ジルコニウムを密封したものとすれば中性子減速効果は更に向上する。水素化ジルコニウム（水素ガスを放出するかもしれない危険物として飛行機には持ち込み禁止。原子炉内には酸素が殆どないから問題にはならないが、万一、原子炉容器内に酸素が浸入すると激烈な燃焼が起こるかもしれない。）の水素は中性子吸収作用があるが、重水素は中性子吸収作用が殆どないから、万一、重水素分が揮発しても大きな出力変動を齎さない。
【発明の効果】
【００１３】
金属核燃料であることは、昔からあった核兵器製造のための再処理技術が使えるため再処理が容易になり、円滑に再処理して得られた超ウラン元素金属燃料を再使用して持続的に発電することができる。超ウラン元素のみの再処理で済むため、廃棄物は非常に少ない。乾式再処理技術を採用すれば、低レベル放射性廃棄物量を減らせる。
今まで累積してきた軽水炉からの困りものであった使用済み核燃料を再処理すればいくらでも超ウラン元素は供給できる。増殖炉を追及しなくてもよく、むしろ、使用済み核燃料の処分に道が開かれた。被覆管やチャンネルボックスも再処理再使用すれば廃棄物はほぼ、ゼロである。
BWRの使用済み核燃料の中の超ウラン元素にはプルトニウム240（Pu240）が比較的多量に含まれている。Pu240は低速中性子の吸収性能が高く、低速中性子を吸収した後は核分裂性能が高いプルトニウム241（Pu241）になるため、可燃性毒物的役目もする。なお、Pu241はボイド反応度係数を負にする傾向があるため、燃焼が進んでPu241が多少多くなってもボイド反応度係数は過度に正にはならない。
主蒸気管が急激に閉じて原子炉圧力が急上昇しても、ボイドが潰れるためボイド反応度係数が正であれば、原子炉出力は過度に上昇しない。更に、主蒸気流量１００％バイパス仕様のBWRでは圧力上昇対応が十分であるから、原子炉の安全性は高い。
プルトニウムを効率よく燃焼させるため高ボイド率状態で運転するが、主蒸気を過熱蒸気にすれば熱効率が上がるから、同一電気出力を得るのに原子炉熱出力は小さくて済む。原子炉熱出力が小さければ崩壊熱も小さくなるため炉心溶融事故にはなり難い。
超ウラン元素のみの核燃料ではウラン238が削除され、その分、通常運転中に核燃料が保有する熱量は大幅に削減される。したがって、原子炉を停止すると核燃料温度は急激に低下する。停止直後の冷却材流量は大流量である必要がない。或は、緊急停止時の冷却材流量も少なくて済む。原子炉の安全性確保では長期間の冷却能力に注力すればよい。
新型転換炉（ATR「ふげん」は平成15年に運転終了した）や、韓国がカナダから輸入したCANDU炉や、PWRに超ウラン元素核燃料棒（１３１）を採用すれば、低速中性子割合が高い状態で超ウラン元素を効率よく燃焼消滅させることができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１４】
プルトニウムを含めて超ウラン元素が効率よく燃焼できて、かつ、再処理し易い核燃料集合体が提供できた。
【実施例１】
【００１５】
図４は、本発明の超ウラン元素核燃料集合体（１００）の断面図である。超ウラン元素核燃料棒（１３１）の断面図を下に示した。
超ウラン元素核燃料棒（１３１）は、ステンレス製の鞘である被覆管（１５１）の中にヘリウムを充填すると共に多数個の核反応抑制超ウラン元素ペレット（１３０）を密封してなる。
核反応抑制超ウラン元素ペレット（１３０）は、超ウラン元素金属を高さが1cm程度で外直径がステンレスの鞘である被覆管（１５１）の内直径以内で上下端開の円筒形にした超ウラン元素金属ペレット（１１１）の中空部に核反応抑制カプセル（１１２）を内蔵してなる。
核反応抑制カプセル（１１２）は、固体減速材を円柱形にした固体減速材芯（１２２）に、固体可燃性毒物を円筒形にした円筒形固体可燃性毒物円筒（１２１）を嵌め、当該円筒の外側をステンレス製のカプセル被覆管（１２３）で被覆してなる。
超ウラン元素核燃料集合体（1００）は、上記核反応抑制超ウラン元素核燃料棒（１３１）を多数本正方格子状に配列した束の４面をチャンネルボックス（３５）の中に覆った。
隣接する超ウラン元素核燃料棒（１３１）の空隙には、液体の水と気体の水蒸気からなる二相流が上に向かって流れている。
【実施例２】
【００１６】
図５は、本発明の十字型スペーサ（１４１）の概観図である。
十字型スペーサ（１４１）は、正方形のステンレス製の外枠（６１）と、当該外枠（６１）に正方格子状に固着したステンレス製の薄板格子板（６２）と、十字型拘束バネ（１４２）と、十字型固定端子（１４３）からなる。
十字型拘束バネ（１４２）は、十字型に組んだ4本のステンレス製の薄板腕（１５２）と、各薄板腕（１５２）の先端に固着したニッケルまたはニッケル基合金製の縮み易い拘束バネ部（１６２）とからなる。
十字型固定端子（１４３）は、十字型に組んだ4本のステンレス製の薄板腕（１５２）と、各薄板腕（１５２）の先端に固着したステンレスまたはニッケル基合金製の縮み難い固定端子部（１６３）とからなる。
薄板格子板（６２）の交差位置に１つ置きに十字型拘束バネ（１４２）を敷設する。
上記十字型拘束バネ（１４２）に隣接する薄板格子板（６２）の交差位置に十字型固定端子（１４３）を敷設する。
1本の超ウラン元素核燃料棒（１３１）を1個の拘束バネ部（１６２）と、３個の固定端子部（１６３）とで拘束する。各薄板腕（１５２）の延長線上に超ウラン元素核燃料棒（１３１）の中心軸がある。
外枠（６１）には薄板腕（１５２）を直結した。
拘束バネ部（１６２）と、固定端子部（１６３）は、それぞれ薄板腕（１５２）にぶら下がり状態で接合した。
下端図は拘束バネ部（１６２）または固定端子部（１６３）の高さ方向概観図である。
図６は、超ウラン元素核燃料棒（１３１）の束に十字型スペーサ（１４１）を敷設した概観図である。
３個の固定端子部（１６３）が1本の超ウラン元素核燃料棒（１３１）（原子炉運転時の被覆管表面は２８６℃程度）に接触する。固定端子部（１６３）はチューブ状であるから、硬い乍らも若干のバネ性があり、超ウラン元素核燃料棒（１３１）とは強めに接触している。
拘束バネ部（１６２）は、固定端子部（１６３）に比べてバネ性が軟らかく、縮み易い。
1個の拘束バネ部（１６２）が1本の超ウラン元素核燃料棒（１３１）を押すように敷設する。超ウラン元素核燃料棒（１３１）はチューブが潰れる程度までは膨張できる。
1個の拘束バネ部（１６２）と、３個の固定端子部（１６３）とで1本の超ウラン元素核燃料棒（１３１）を拘束する。
図７は、1本の超ウラン元素核燃料棒（１３１）を拘束するためのスペーサに関する他の実施例であるXY型スペーサの概観図である。
XY型スペーサは、正方形のステンレス製の外枠（６１）と、当該外枠（６１）に正方格子状に固着したステンレス製の薄板格子板（６２）と、拘束バネ部（１６２）と、固定端子部（１６３）とからなる。
縦2枚、横2枚の薄板格子板（６２）で囲まれた多数の正方格子において、各々の薄板格子板（６２）の中央部に拘束バネ部（１６２）または固定端子部（１６３）を直接接着する。
1個の拘束バネ部（１６２）と、３個の固定端子部（１６３）とで1本の超ウラン元素核燃料棒（１３１）を拘束する。
【実施例３】
【００１７】
図８は、本発明のブロック超ウラン元素核燃料集合体（３００）の部分図である。超ウラン元素核燃料棒３（３３１）の断面図を下に示した。
超ウラン元素核燃料棒３（３３１）を多数本正方格子状に配列した束に、炭化珪素ブロック（２０１）、続いて図６のように十字型スペーサ（１４１）を搭載する。
超ウラン元素核燃料棒３（３３１）下端は従来同様に下部結合板（５０）の下部端栓軸差込部（５１）に差込んでいる。超ウラン元素核燃料棒３（３３１）上端は従来同様に上部タイプレート（２）で拘束している。
超ウラン元素核燃料棒３（３３１）は、ステンレス製の鞘である被覆管（１５１）の中に円柱超ウラン元素金属ペレット（３３０）を内封している。
円柱超ウラン元素金属ペレット（３３０）は、円柱形（高さ1cm程度）の超ウラン元素金属からなる。
炭化珪素ブロック（２０１）は、可燃性毒物を添加した炭化珪素製の断面が正方形である直方体である。
図９は、炭化珪素ブロック（２０１）の上面図である。当該直方体に円筒形の貫通孔である核燃料装荷貫通孔（２０２）を正方格子状に配列してなり、かつ、核燃料装荷貫通孔（２０２）出口周辺に手段２の十字型スペーサ（１４１）を敷設するための凹みであるスペーサ溝（２０３）を施している。
下図は、超ウラン元素核燃料棒３（３３１）がある状態での核燃料装荷貫通孔（２０２）周辺の立体概観図である。拘束バネ部（１６２）または固定端子部（１６３）は核燃料装荷貫通孔（２０２）の内側にくる。
図１０は、超ウラン元素核燃料棒３（３３１）及び十字型スペーサ（１４１）がある状態での炭化珪素ブロック（２０１）の断面図である。
核燃料装荷貫通孔（２０２）の中を下から上に液体の水と気体の水蒸気からなる二相流が流れる。
十字型拘束バネ（１４２）の1個の拘束バネ部（１６２）が1本の超ウラン元素核燃料棒３（３３１）に接触するように敷設する。
十字型固定端子（１４３）の３個の固定端子部（１６３）が1本の超ウラン元素核燃料棒３（３３１）に接触するように敷設する。
1個の拘束バネ部（１６２）と、３個の固定端子部（１６３）とで1本の超ウラン元素核燃料棒３（３３１）を拘束する。
【産業上の利用可能性】
【００１８】
“昨日のようなそんな昔のことは忘れた。明日のようなそんな先のことは判らない”といった無頓着な者達や、財源や時間や条件を考えないで手前勝手な願望のみを言う我々庶民から選ばれる政治家（庶民を無視すれば落選）に導かれる民主主義国家では、色々な選択肢を持ち続けることが重要である。細々でも、色々な技術を維持・開発し続けることが重要である。
超ウラン元素を確実に減少させるにはウランを燃焼させてはいけない。本発明では超ウラン元素のみを核燃料としているため、超ウラン元素は確実に減少する。
従来のBWRからの使用済み核燃料を再処理して生じたウラン２３８は、劣化ウラン弾として射爆場で保管するか、過疎地で今後人がいなくなる土地での堤防（地元建設関係者のために建設せざるをえない）の嵩上げとして役立てられる奇跡が起こるかもしれない。高齢化で地元漁師がいなくなった頃、重いU238含有堤防が津波で海に持って行かれても、海洋性地震震源地のプレート境界から地球内部へ、冷たいチャイナシンドロームとなって沈んでいく。
資源枯渇を演出する石油メジャーによる原発潰しが起きようとも化石燃料を安くしておくためには、足元を見られないように原子力発電技術（大型炉になり得る小型炉の開発,稼働）を維持する必要がある。超ウラン元素が不足して来れば劣化ウラン弾からのU238を使って増殖炉にすればよい。蒸気ボイド率が高いBWRはたやすく増殖炉になる。
自他共に認める政権は取れない党の人々は、安心してエネルギー源確保を心配しないから原発廃止を声高に叫べる。これに惑わされてはいけない。
環境保護団体が推奨していたゴミ発電では、中国ではゴミ発電計画周辺住民が座り込み反対している。環境保護団体にも惑わされてはいけない。
人々が忘れた頃に性懲りも出てくる表面エネルギー（再生可能エネルギー）利用の流行り廃りが繰り返される。太陽光鏡・電池と蓄電池のサンシャイン計画やら、揚水発電やら、バビロニア時代の風車と搭上の水桶による灌漑（山本七平著“日本人と原子力”）やらのように“うやもや”のうちに終了している。
今、石油価格を安くして置いて新規油井開発を怠らせ、忘れた頃を見計らって資源枯渇を演出し（マスコミと科学者と環境保護者を使う）価格を上げる石油メジャーに騙されてはいけない。だけども便乗する個人・団体があるから、10年以内に石油価格は急騰する。
日本が核兵器を自前で持つことを演説するトランプ氏を支持する米国民が多いという事実から、日本も自前軍隊を持たざるを得なくなってきたということを、私共町村民でも、なんとなく覚悟し出している。日本のこの流れを止めるには、日本の少数政党により米国民に向かって「日本は広島、長崎の復讐を胸に秘めているから、日本が核兵器を持つことは米国人にとって危険である」と訴えてもらい、日本の軍備増強を米国民が警戒するように仕向けるしかない。その上で、超ウラン元素を燃焼消滅してプルトニウム型原爆は持たないという方針を示すことが重要である。
山本七平著“日本人と原子力”によれば、米国の傘の下にいれば傘めがけて核ミサイルが飛んでくる。その分、米国本土へ向かう核ミサイルの数が減る。米ソ核軍縮は双方本土分核の削減であって、将来的にゼロにすれば米ソ本土は安泰であり、遠い海に散らばる原潜や海外基地めがけて互いに核ミサイルを打ち合うから海外の国はたまったものではない。日本の対応策は、財産、人間、兵力の海外分散位であろう。
地方再生とか子育て充実とかでも人口は増加しない（納税能力は問わずに、外国人を妻にしてその親戚も日本招致や国籍付移民自由や他国で生まれた子供を日本で認知すれば増えるかも。）。税金を多量に使ってまで人口増加できないなら、人口減を受け入れる。そして、効率重視するなら人口減社会を乗り切れる可能性がある（ＡＩによる労働人口需要激減が予想されるから人口減は歓迎）。例えば、都市近郊に人口を集約して、産業・軽微介護を効率的に行う。山間地・僻地は大農場・太陽光発電所・原子力発電所とする。重度要介護のための施設は、地震・津波の影響が小さい場所がよい。
効率向上には多量のエネルギー消費を伴うし、輸出競争力が落ちると化石燃料の購入は難しくなるから、輸入ウランでない累積されている超ウラン元素の繰り返し再処理による原子力発電所を使わざるを得ない。反原発の人々（無責任でも自他ともに許される少数政党または観念論に固まった政党や、自意識過剰の社会に背を向けた人）も経済停滞の状況が長く続けば反原発を喧伝するのをやめるであろう。
電力自由化では、電力会社は化石燃料がいくら高騰しようとも電気料金に上乗せすれば済む話である。罵られ、罵倒され、高価な堤防工事をしてまで原発を運転するのは馬鹿げている。そうなると、電力会社の中には最小操作員を残して（管内核燃料の下北への移転による納税の軽減。経費削減のため社員の引き上げ。周辺住民雇用の停止。近隣駅の社宅閉鎖。道路等地方公共財への投資停止。近隣福祉施設への支援停止。原発長期休止を模索する所がでてきてもおかしくない。原発維持費は所得税から控除できる。原発から遠くに住んでいる“坂本龍一”や“ピータバラカン”や“お殿様”や都会人が原発を怖がり、原発近くに住んでいる地元住民が原発を望むなら双方の対話の場を設けて、地元住民に原発長期休止を納得してもらえばよい。早期にそんな電力社が出て宣言すれば、他の電力会社、原発推進・反対団体、周辺住民、都市住民がどうでるかが分かる。
“電力会社は永久に原子力に拘っている”と思い込んでいる人達に、電力自由化時代の電力会社は原子力に拘っていないということを示さなければ全国民が不幸のままである。本来、自分の生活以外は無関心である私達のような町村民は、討論のための討論が好きで、人騒がせで稼ぐマスコミ社の意向で不安にさせられるのは迷惑である。売れ残った新聞紙や残飯によるゴミ発電を実施しているマスコミ社があるようには見受けられない。我等町村民は、マスコミ社が表面由来エネルギー電力会社を傘下に持ったという話を聞いたことが無い。
原発廃止しても、今のように安い電気が永遠にあるものと、我等庶民はなんとなく思い込まされている。
マスコミ社の意向に沿った踊りたがり有名人をコメンテイタのような訳もわからん肩書を付けたり、反原発と涙で訴える数人の映像を放映して恰も世論のように仕立てるジャーナリストやそんな有名人の出るメディアから降りるかどうかはスポンサ会社社長の経営判断による。社長秘書が注視し、取り入れるべきコメントは取入れる。広告担当電力社員への牽制として、電力社員が過剰接待を受けていないかどうかを監視すると社内に布告する必要がある。
反原発色が強く、地域が1塊になっている北海道の電力会社の決断次第である。観光と農業が盛んでジーゼル電車が走る北海道なら原発無しの社会が可能であろう。原発を嫌う人々が大挙して移住してくるであろう。地球温暖化で、北海道は米やバナナやパイナップルの大産地になるかもしれない。ブレグジットの追い風がある今が東京支配から北海道が独立する好機であると立ち上がる人が出てくるかもしれない。心配事は唯一つ、大陸からの放射能雲である。
北海道の原発廃炉を宣言して10年以内に石油価格が高騰するなら、その時に本発明の出番が来る。世論というものがどの程度の人数の世論なのかを見極めないといけない。
北海油田が閉鎖されそうで、ブラジルやベネズエラが経済危機から油田が閉鎖されそうだから、石油価格の高騰は近い。米国政府はシェールオイルを自由に操り、石油価格の高騰に繋げられる。
【図面の簡単な説明】
【００１９】
【図１】沸騰水型原子炉に装荷せる核燃料を内包する従来の核燃料集合体（３０）の概略斜視図。
【図２】従来の核燃料集合体（３０）と従来の十字形の制御棒（３６）とからなる従来の炉心平面の部分図及び従来の核燃料棒（3１）の縦断面図。
【図３】図1に示した核燃料集合体（３０）の下部及び上部の詳細図。
【図４】本発明の超ウラン元素核燃料集合体（１００）の断面図。
【図５】本発明の十字型スペーサ（１４１）の概観図。
【図６】超ウラン元素核燃料棒（１３１）の束に十字型スペーサ（１４１）を敷設した概観図。
【図７】ｘｙ型スペーサの概観図。
【図８】本発明のブロック超ウラン元素核燃料集合体（３００）の部分図。
【図９】炭化珪素ブロック（２０１）の上面図。
【図１０】超ウラン元素核燃料棒３（３３１）及び十字型スペーサ（１４１）がある状態での炭化珪素ブロック（２０１）の断面図。
【符号の説明】
【００２０】
２は上部タイプレート。
１１は主冷却水通路。
１２は漏洩水通路。
１６は上部プレナム。
２１はトッテ。
２２は上部端栓差込口。
３０は核燃料集合体。
３１は核燃料棒。
３４はスペーサ。
３５はチャンネルボックス。
３６は十字形の制御棒。
４０は結合ピン。
４１は被覆管。
４２は上部端栓。
４４は核燃料ペレット。
４５はスプリング。
４７は下部端栓。
４８は下部端栓傘部。
４９は下部端栓軸部。
５０は下部結合板。
５１は下部端栓軸差込部。
５２は下部結合板格子部。
５３は冷却材流入口。
５４はノーズ部。
６１は外枠。
６２は薄板格子板。
１００は超ウラン元素核燃料集合体。
１１１は超ウラン元素金属ペレット。
１１２は核反応抑制カプセル。
１２１は固体可燃性毒物円筒。
１２２は固体減速材芯。
１２３はカプセル被覆管。
１３０は核反応抑制超ウラン元素ペレット。
１３１は超ウラン元素核燃料棒。
１４１は十字型ペーサ。
１４２は十字型拘束バネ。
１４３は十字型固定端子。
１５１はステンレスの鞘である被覆管。
１５２は薄板腕。
１６２は拘束バネ部。
１６３は固定端子部。
２０１は炭化珪素ブロック。
２０２は核燃料装荷貫通孔。
２０３はスペーサ溝。
３００はブロック超ウラン元素核燃料集合体。
３３０は円柱超ウラン元素金属ペレット。
３３１は超ウラン元素核燃料棒３。
４００はブロック超ウラン元素核燃料集合体４。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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