(57)【要約】【課題】取り出し燃料中に残存するプルトニウムの質を高め複数のリサイクルを可能とする。【解決手段】実施形態によれば、軽水炉の運転方法は、軽水炉燃料集合体の軽水炉炉心における燃焼サイクルのサイクル回数を設定するサイクル回数設定ステップＳ１１と、軽水炉燃料集合体中の核燃料物質中の核分裂性核種の濃度および可燃性毒物の濃度のそれぞれの初期の値を設定する設定ステップＳ１２と、設定ステップＳ１２で設定した条件のもとに軽水炉炉心における軽水炉燃料集合体の燃焼計算を行う燃焼計算ステップＳ１３と、サイクル回数の燃焼サイクル終了時の核燃料物質中の核分裂性核種の濃度が初期の値以上であるとの条件を満たすか否かを判定し、条件が満たされないと判定された場合は、設定ステップＳ１２以下を繰り返す判定ステップＳ１４と、を有する。【選択図】図５
2019128233.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
軽水炉燃料集合体の軽水炉炉心における燃焼サイクルのサイクル回数を設定するサイクル回数設定ステップと、
前記軽水炉燃料集合体中の核燃料物質中の核分裂性核種の濃度および可燃性毒物の濃度のそれぞれの初期の値を設定する設定ステップと、
前記設定ステップで設定した条件のもとに前記軽水炉炉心における前記軽水炉燃料集合体の燃焼計算を行う燃焼計算ステップと、
前記サイクル回数の燃焼サイクル終了時の核燃料物質における全プルトニウムに対するプルトニウムの核分裂性核種の濃度が前記初期の値以上であるとの条件を満たすか否かを判定し、前記条件が満たされないと判定された場合は、前記設定ステップ以下を繰り返す判定ステップと、
を有することを特徴とする軽水炉の運転計画方法。
【請求項２】
前記設定ステップは、前記可燃性毒物の濃度の前記初期の値を、前記サイクル回数の燃焼サイクル終了時において前記可燃性毒物が存在するように設定することを特徴とする請求項１に記載の軽水炉の運転計画方法。
【請求項３】
請求項１または請求項２に記載の軽水炉の運転計画方法により得られた前記サイクル回数の燃焼サイクルにわたり前記軽水炉炉心で前記軽水炉燃料集合体を炉内燃焼させる燃焼ステップと、
前記燃焼ステップで燃焼させた前記軽水炉燃料集合体を取り出し、再処理により核燃料物質を取り出して混合酸化物燃料を製造する燃料製造ステップと、
を有する軽水炉燃料の運用方法。
【請求項４】
長手方向に延びて第１の核燃料物質を内蔵し、互いに並列に配された複数の可燃性毒物無し燃料棒と、
長手方向に延びて、第２の核燃料物質および可燃性毒物を内蔵し、前記可燃性毒物無し燃料棒とともに格子状に配列された複数の可燃性毒物入り燃料棒と、
を有し、
互いに並列に格子状に配列されている複数の軽水炉燃料集合体であって、
サイクル回数分の燃焼サイクル終了時の核燃料物質中の核分裂性核種の濃度が初期の値以上となるように、核燃料物質における全プルトニウム中のプルトニウムの核分裂性核種の濃度および可燃性毒物の濃度のそれぞれの初期の値が設定されていることを特徴とする軽水炉燃料集合体。
【請求項５】
長手方向に延びて核燃料物質を内蔵し、互いに並列に配された複数の可燃性毒物無し燃料棒と、
長手方向に延びて、前記核燃料物質より燃料濃度の低い核燃料物質および可燃性毒物を内蔵し、前記可燃性毒物無し燃料棒とともに格子状に配列された複数の可燃性毒物入り燃料棒と、
を有し、
互いに並列に格子状に配列されている複数の軽水炉燃料集合体であって、
最終の燃焼サイクル終了時における前記可燃性毒物の濃度が正の所定の値より大きくなるように、前記核燃料物質の初期の濃度および前記可燃性毒物の初期の濃度が設定されていることを特徴とする軽水炉燃料集合体。
【請求項６】
前記可燃性毒物の濃度の前記正の所定の値は、０．１％であることを特徴とする請求項５に記載の軽水炉燃料集合体。
【請求項７】
互いに並列に配された請求項４ないし請求項６のいずれか１項に記載の複数の軽水炉燃料集合体と、
前記複数の軽水炉燃料集合体の配列内に互いに間隔をおいて配された複数の制御棒と、
を備えることを特徴とする軽水炉炉心。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は、軽水炉の運転計画方法、軽水炉燃料の運用方法、軽水炉燃料集合体、および軽水炉炉心に関する。
【背景技術】
【０００２】
一般に、軽水炉燃料および軽水炉の炉心においては１運転サイクルの最後（以後  ＥＯＣ：Ｅｎｄ  ｏｆ  Ｃｙｃｌｅ）に炉心の余剰反応度がゼロになるように燃料が設計され原子炉が運転される。
【０００３】
沸騰水型軽水炉（以後ＢＷＲ）では、例えば酸化ガドリニウムなどの可燃性毒物の中性子吸収能力がＥＯＣでちょうど無くなるように濃度調整がされる。
【０００４】
ＢＷＲのプラント第一サイクルの炉心である初装荷炉心の場合に、一部の少数割合の燃料の可燃性毒物を意図的に燃え残し、残りの燃料で余剰反応度不足を補いつつ炉心の熱的特性を改善する例もある。
【０００５】
加圧水型軽水炉（以後ＰＷＲ）ではケミカルシム中のホウ酸濃度がＥＯＣでゼロになるように濃度調整がされる。
【０００６】
このように、可燃性毒物は強い中性子吸収体であり、反応度の制御に用いられる。
【０００７】
再処理工場で使用済み燃料から取り出されたプルトニウム（Ｐｕ）は、混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料：Ｍｉｘｅｄ  Ｏｘｉｄｅ  Ｆｕｅｌ）として軽水炉で再利用される。余剰なＰｕを持つことは、核不拡散上好ましくない。
【０００８】
また、軽水炉の使用済み燃料中にはウラン（Ｕ）同位体、Ｐｕ同位体および、ネプツニウム（Ｎｐ）やアメリシウム（Ａｍ）やキュリウム（Ｃｍ）などのマイナーアクチニド（ＭＡ：Ｍｉｎｏｒ  Ａｃｔｉｎｉｄｅ）が含まれており、それらの多くは長半減期のα線源である。そのため、ＭＡが体内に取り込まれると内部被ばくにより人体に有害な影響を与える。その有害の程度を潜在的放射性毒性という指標としている例がある。またＭＡの中では２４４Ｃｍが停止後１０年程度まで最も有害度が大きくなっている。
【０００９】
高速炉はＰｕやＭＡを低減できる最良の方法であるが、その建設計画は大幅に遅れると予想される。ＭＯＸ燃料の軽水炉での再利用は、潜在的放射性毒性の高いＰｕやＭＡの量を適正に抑えるために、最も現実的な方法の一つである。
【００１０】
一方、Ｐｕ同位体の中でも２３９Ｐｕや２４１Ｐｕは核分裂を起こしやすく、２４０Ｐｕや２４２Ｐｕは核分裂を起こしにくい。
【００１１】
図１２は、ウランおよび超ウラン元素の燃焼チェインを示す概念図である。核種としては、図１２の左側から右側に、Ｕ、Ｎｐ、Ｐｕ、Ａｍ、およびＣｍの同位体を順次示している。図１２の上から下にかけて質量数が１ずつ増加、異なる核種間は、隣接する右側の核種を左側の核種より、質量数を１だけ増やして表示している。（ｎ、γ）の表示は、中性子捕獲反応により同一核種内で、質量数が１増加することを示す。βの表示は、β崩壊により同一質量数で右側に表示された核種に移行（原子番号が１つ増加）することを示す。また、αの表示は、α崩壊により質量数が４だけ減少し、原子番号が２だけ減少する、すなわち、図１２で２つ左側に表示された系列で、２つ上の位置に表示された同位体に移行することを示す。
【００１２】
２３９Ｐｕは２３８Ｕの中性子捕獲により、２４０Ｐｕや２４２Ｐｕは２３９Ｐｕがさらに中性子を捕獲することで生成する。ＭＯＸ燃料を軽水炉で再利用する場合は、２３９Ｐｕや２４１Ｐｕといった核分裂を起こしやすい核種の割合が高いことが必要であるが、リサイクルを繰り返すと、図１２に示すように、２４０Ｐｕや２４２Ｐｕといった核分裂を起こしにくい核種の生成が増える。Ｐｕ中の２３９Ｐｕや２４１Ｐｕの核分裂性核種の割合が減少すると、リサイクルが困難となる。これをＰｕの質が劣化するという。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１３】
【特許文献１】特許第５７４３５１８号公報
【特許文献２】特許第２８０４２０５号公報
【特許文献３】特許第３９６０５７２号公報
【特許文献４】特開平１０−２６６８２号公報
【特許文献５】特開平５−６５８３４号公報
【非特許文献】
【００１４】
【非特許文献１】「使用済核燃料の潜在的放射性毒性評価のためのデータベース」, ＪＡＥＡ−Ｄａｔａ−Ｃｏｄｅ−２０１０−０１２，Ｐ１６，図２
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１５】
Ｐｕの質を劣化させないためには、従来、高速炉や低減速炉といった中性子スペクトルの硬い原子炉が必要であった。中性子スペクトルが硬いとは、中性子エネルギースペクトルが高エネルギー側に重みをもつことを示し、逆に中性子スペクトルが軟らかいとは、中性子エネルギースペクトルが低エネルギー側に重みをもつことをいう。
【００１６】
これは、図１２に示した燃焼チェインで、２３８Ｕから２３９Ｐｕの生成が、エネルギーのやや高い領域（共鳴エネルギー領域）で生じるのに対し、２３９Ｐｕから２４０Ｐｕやそれ以降のＰｕ同位体の生成が低エネルギー（熱エネルギー領域）で生じるためである。したがって、低エネルギーの中性子の重みを減らす方が、Ｐｕの質を高められるが、軽水炉では低エネルギーの中性子が核分裂を起こすために、中性子スペクトルを硬くすることは困難であった。
【００１７】
高速炉の開発、実用化には、相当な期間を必要とする。このため、ＭＯＸ燃料の軽水炉での再利用を効率良く進めることが、潜在的放射性毒性の高いＰｕやＭＡの量を適正に抑えるためにますます重要となっている。
【００１８】
そこで、本発明の実施形態は、取り出し燃料中に残存するプルトニウムの質を高めリサイクルをより可能とすることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１９】
上述の目的を達成するため、本実施形態に係る軽水炉の運転計画方法は、軽水炉燃料集合体の軽水炉炉心における燃焼サイクルのサイクル回数を設定するサイクル回数設定ステップと、前記軽水炉燃料集合体中の核燃料物質中の核分裂性核種の濃度および可燃性毒物の濃度のそれぞれの初期の値を設定する設定ステップと、前記設定ステップで設定した条件のもとに前記軽水炉炉心における前記軽水炉燃料集合体の燃焼計算を行う燃焼計算ステップと、前記サイクル回数の燃焼サイクル終了時の核燃料物質における全プルトニウムに対するプルトニウムの核分裂性核種の濃度が前記初期の値以上であるとの条件を満たすか否かを判定し、前記条件が満たされないと判定された場合は、前記設定ステップ以下を繰り返す判定ステップと、を有することを特徴とする。
【００２０】
また、本実施形態に係る軽水炉燃料の運用方法は、上記の軽水炉の運転計画方法により得られた前記サイクル回数の燃焼サイクルにわたり前記軽水炉炉心で前記軽水炉燃料集合体を炉内燃焼させる燃焼ステップと、前記燃焼ステップで燃焼させた前記軽水炉燃料集合体を取り出し、再処理により核燃料物質を取り出して混合酸化物燃料を製造する燃料製造ステップと、を有することを特徴とする。
【００２１】
また、本実施形態に係る軽水炉燃料集合体は、長手方向に延びて第１の核燃料物質を内蔵し、互いに並列に配された複数の可燃性毒物無し燃料棒と、長手方向に延びて、第２の核燃料物質および可燃性毒物を内蔵し、前記可燃性毒物無し燃料棒とともに格子状に配列された複数の可燃性毒物入り燃料棒と、を有し、互いに並列に格子状に配列されている複数の軽水炉燃料集合体であって、サイクル回数分の燃焼サイクル終了時の核燃料物質中の核分裂性核種の濃度が初期の値以上となるように、核燃料物質における全プルトニウム中のプルトニウムの核分裂性核種の濃度および可燃性毒物の濃度のそれぞれの初期の値が設定されていることを特徴とする。
【００２２】
また、本実施形態に係る軽水炉燃料集合体は、長手方向に延びて核燃料物質を内蔵し、互いに並列に配された複数の可燃性毒物無し燃料棒と、長手方向に延びて、前記核燃料物質より燃料濃度の低い核燃料物質および可燃性毒物を内蔵し、前記可燃性毒物無し燃料棒とともに格子状に配列された複数の可燃性毒物入り燃料棒と、を有し、互いに並列に格子状に配列されている複数の軽水炉燃料集合体であって、最終の燃焼サイクル終了時における前記可燃性毒物の濃度が正の所定の値より大きくなるように、前記核燃料物質の初期の濃度および前記可燃性毒物の初期の濃度が設定されていることを特徴とする。
【００２３】
また、本実施形態に係る軽水炉炉心は、互いに並列に配された上記の複数の軽水炉燃料集合体と、前記複数の軽水炉燃料集合体の配列内に互いに間隔をおいて配された複数の制御棒と、を備えることを特徴とする。
【発明の効果】
【００２４】
本発明の実施形態によれば、取り出し燃料中に残存するプルトニウムの質を高めリサイクルをより可能とすることができる。
【図面の簡単な説明】
【００２５】
【図１】本実施形態に係る軽水炉燃料集合体の構成を示す水平断面図である。
【図２】本実施形態に係る軽水炉燃料集合体の可燃性毒物入り燃料棒の構成を示す部分断面立面図である。
【図３】本実施形態に係る軽水炉燃料集合体の可燃性毒物無し燃料棒の構成を示す部分断面立面図である。
【図４】本実施形態に係る軽水炉炉心の構成を示す水平断面図である。
【図５】本実施形態に係る軽水炉の運転計画方法を含む軽水炉燃料の運用方法の手順を示すフロー図である。
【図６】本実施形態に係る軽水炉の運転方法による軽水炉燃料集合体の無限増倍率の時間変化を示すグラフである。
【図７】本実施形態に係る軽水炉炉心の効果を説明する１５５Ｇｄの反応断面積の中性子エネルギー依存性を示すグラフである。
【図８】本実施形態に係る軽水炉炉心と従来の炉心との中性子スペクトルの比較を示すグラフである。
【図９】本実施形態に係る軽水炉炉心の効果を説明する２３８Ｕの反応断面積の中性子エネルギー依存性を示すグラフである。
【図１０】本実施形態に係る軽水炉炉心の効果を説明する２３９Ｐｕの反応断面積の中性子エネルギー依存性を示すグラフである。
【図１１】本実施形態に係る軽水炉炉心の効果を説明する核分裂性核種のη値の中性子エネルギー依存性を示すグラフである。
【図１２】ウランおよび超ウラン元素の燃焼チェインを示す概念図である。
【発明を実施するための形態】
【００２６】
以下、図面を参照して、本発明の実施形態に係る軽水炉燃料集合体および軽水炉炉心について説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。なお、以下、便宜上、方向の説明の際に、軽水炉炉心１００（図４）中に設置されている状態においての方向で示す場合がある。
【００２７】
図１は、本実施形態に係る軽水炉燃料集合体の構成を示す水平断面図である。図１では、軽水炉燃料集合体１０として、沸騰水型軽水炉の燃料集合体の場合を例にとって示している。
【００２８】
軽水炉燃料集合体１０は、可燃性毒物入り燃料棒２０、可燃性毒物無し燃料棒３０、ウォータロッド４０、およびチャンネルボックス１１を有する。
【００２９】
可燃性毒物入り燃料棒２０および可燃性毒物無し燃料棒３０は、それぞれ同一の形状、寸法であり、互いに並列に長手方向（軸方向）に延びている。可燃性毒物入り燃料棒２０および可燃性毒物無し燃料棒３０は、全体で、１０行１０列で配列されている。
【００３０】
なお、配列数は例示であり、たとえば９行９列などでもよい。また、配列内での可燃性毒物入り燃料棒２０の配置についても例示であり、制御棒５（図４）、減速材でもある冷却材の分布、ウォータロッド４０などとの位置関係を含めた条件のもとに設定される。
【００３１】
中央には、２本のウォータロッド４０が、それぞれ２行２列分の可燃性毒物入り燃料棒２０および可燃性毒物無し燃料棒３０に代えて１つずつ配されている。ウォータロッド４０は、中空円筒状であり、内部を冷却材が流れる。なお、ウォータロッド４０は円筒形状に限定されず、例えば断面が矩形等でもよい。
【００３２】
チャンネルボックス１１は、断面がほぼ正方形の筒状で、可燃性毒物入り燃料棒２０、可燃性毒物無し燃料棒３０、およびウォータロッド４０を収納するように、これらの径方向外側に配されている。
【００３３】
図２は、本実施形態に係る軽水炉燃料集合体の可燃性毒物入り燃料棒の構成を示す部分断面立面図である。可燃性毒物入り燃料棒２０は、被覆管２１、上部端栓２２、下部端栓２３、バネ２５、および複数の燃料ペレット２６を有する。
【００３４】
被覆管２１は、断面が円形で、上下方向に延びた管である。被覆管２１の上端は上部端栓２２で閉止され、下端は下部端栓２３で閉止されており、密閉空間が形成されている。
【００３５】
密閉空間内には、複数の燃料ペレット２６が収納されている。それぞれの燃料ペレット２６は、被覆管２１の内径より僅かに小さい外径を有する。複数の燃料ペレット２６は、互いに上下に積層されている。密閉空間のうち、積層された燃料ペレット２６により占有されない上方の空間部分は、上部プレナム２４を形成する。上部プレナム２４は、軽水炉炉心１００中での照射により生ずる核分裂生成物のうちの希ガス等の蓄積による密閉空間の圧力上昇を緩和するための空間である。積層された燃料ペレット２６の上端は上部プレナム２４中に設けられたバネ２５により下方に向けて押さえられ、燃料ペレット２６の上下方向の振動が抑制されている。
【００３６】
燃料ペレット２６は、第１の核燃料物質および可燃性毒物を含む。第１の核燃料物質は、たとえば、ウランとプルトニウムの混合酸化物であり、２３５Ｕ、２３９Ｐｕおよび２４１Ｐｕなどの核分裂性核種を含む。なお、第１の核燃料物質の形態は酸化物の他に、たとえば、窒化物あるいは炭化物などでもよい。可燃性毒物は、たとえばガドリニウム、カドミウム、あるいはユーロピウムなどである。可燃性毒物は、たとえば、金属あるいは酸化物などである。
【００３７】
以下、ウラン中における２３５Ｕなどの核分裂性核種の濃縮度と、プルトニウム中における２３９Ｐｕあるいは２４１Ｐｕなどの核分裂性核種の富化度とを総称して、核分裂性核種濃度と呼ぶこととする。
【００３８】
図３は、本実施形態に係る軽水炉燃料集合体の可燃性毒物無し燃料棒の構成を示す部分断面立面図である。可燃性毒物無し燃料棒３０は、可燃性毒物入り燃料棒２０における燃料ペレット２６に代えて、燃料ペレット３６を有する。燃料ペレット３６は、第２の核燃料物質を有するが、可燃性毒物を有しない。第２の核燃料物質は、たとえば、２３５Ｕ、２３９Ｐｕ、あるいは２４１Ｐｕなどの核分裂性核種を含む。
【００３９】
可燃性毒物無し燃料棒３０の燃料ペレット３６における第２の核燃料物質の核分裂性核種濃度は、可燃性毒物入り燃料棒２０の燃料ペレット２６における第１の核燃料物質の核分裂性核種濃度とは、異なる値で良いし、同じ値でもよい。後述する最終燃焼サイクルの末期における条件が成立するようにそれぞれが設定される。
【００４０】
図４は、本実施形態に係る軽水炉炉心の構成を示す水平断面図である。軽水炉炉心１００は、複数の従来型燃料集合体８、少なくとも一つの軽水炉燃料集合体１０、および複数の制御棒５を有する。複数の従来型燃料集合体８、複数の軽水炉燃料集合体１０、および複数の制御棒５は、上下方向に延びて、互いに水平方向に並列に配されている。以下、従来型燃料集合体８と軽水炉燃料集合体１０を総称して炉心燃料集合体７と呼ぶ。
【００４１】
炉心燃料集合体７は、正方格子状に配列され、全体として、径方向にほぼ円形な軽水炉炉心１００の形状を形成している。径方向の最外周に配された一部の炉心燃料集合体７を除いて、ほとんどの炉心燃料集合体７は、縦横２列、合計４体で１つのセルを構成する。それぞれのセルの中央には、制御棒５が配されている。
【００４２】
図４では、軽水炉燃料集合体１０は、軽水炉炉心１００の中央に４体配されており、他の箇所に表示をしていないが、軽水炉燃料集合体１０の体数が１体以上であれば、軽水炉燃料集合体１０の体数および配置については、特に限定しない。また、炉心燃料集合体７の全数が軽水炉燃料集合体１０であり、従来型燃料集合体８が０体の場合であってもよい。
【００４３】
図５は、本実施形態に係る軽水炉の運転計画方法を含む軽水炉燃料の運用方法の手順を示すフロー図である。軽水炉の運転方法は、運転計画ステップＳ１０、リサイクル実行ステップＳ２０、および処理・処分ステップＳ３０を有する。
【００４４】
運転計画ステップＳ１０においては、まず、軽水炉燃料集合体１０についての燃焼サイクル回数を設定する（ステップＳ１１）。ここで、燃焼サイクルとは、軽水炉炉心１００の各運転サイクルにおいて、注目する軽水炉燃料集合体１０が軽水炉炉心１００に装荷されている間の運転サイクルを意味するものとする。すなわち、ある軽水炉燃料集合体１０が装荷される時点の運転サイクルを、当該軽水炉燃料集合体１０についての第１燃焼サイクルと呼ぶ。その次の運転サイクルを第２燃焼サイクルと呼ぶ。たとえば、燃焼サイクル回数が３サイクルの場合は、さらに次の運転サイクルである第３燃焼サイクルを最終燃焼サイクルと呼ぶこととする。
【００４５】
次に、核分裂性核種の濃度および可燃性毒物の濃度のそれぞれの初期の値を設定する（ステップＳ１２）。ここで、初期の値とは、軽水炉燃料集合体１０を第１燃焼サイクル開始時に装荷する際の値を意味する。
【００４６】
可燃性毒物については、後述するようにその存在が、軽水炉炉心１００の中性子スペクトルを高エネルギー側にシフトさせる効果を有する。これは、後述するステップＳ１４での判定条件を満たすために有利な効果である。したがって、可燃性毒物の濃度の設定は、たとえば、最終燃焼サイクルにおいての可燃性毒物の濃度が正の所定値となるように設定することが考えられる。ここで、正の所定値とは、たとえば、０．１％などの、正の値で、初期の濃度に比べて十分に小さな値である。
【００４７】
ただし、最終燃焼サイクルの末期まで存在しなくとも後述するステップＳ１４での判定条件を満たすならば、最終燃焼サイクルの途中で可燃性毒物が消滅するような初期の可燃性毒物濃度の場合であってもよい。
【００４８】
可燃性毒物の濃度と核分裂性核種の濃度が、初期における炉心の余剰反応度を適正な値とするように、核分裂性核種の濃度が設定される。
【００４９】
図６は、本実施形態に係る軽水炉の運転方法による軽水炉燃料集合体の無限増倍率の時間変化を示すグラフである。横軸は燃料集合体の燃焼度（ＧＷｄ／ｔ）、縦軸は無限増倍率ｋ∞を示す。破線Ｂ１、破線Ｂ３は、従来例による燃料集合体の場合の無限増倍率ｋ∞の時間変化を示す。実線Ａ１は、本実施形態による軽水炉燃料集合体１０の無限増倍率ｋ∞の変化を示す。
【００５０】
図６は、燃焼サイクル回数を３回とし、最終燃焼サイクル末期まで可燃性毒物が存在するように設定した場合の例を示す。なお、燃焼サイクル数は、図６で示した３回には限らない。燃焼サイクル数は、１回でもよいし、それより大きく、たとえば、従来の４回程度の回数でもよい。あるいは、製造等の条件が整えば、５回以上の場合であってもよい。また、前述のように、後述するステップＳ１４での判定条件を満たすならば、最終燃焼サイクル末期に至る以前に可燃性毒物が消滅する場合であってもよい。
【００５１】
軽水炉炉心１００を一定の出力で運転する場合、燃焼度は、時間に比例する。一方、無限増倍率ｋ∞は、核分裂性核種の核分裂および中性子捕獲などによる減少等と、非核分裂性の核種からの核転移による核分裂性核種の増加等との差し引きで決まる。
【００５２】
今、可燃性毒物を含有しない場合を想定すると、従来例における燃料集合体の場合は、無限増倍率ｋ∞は、初期がｋＢ０であり、燃焼度が進むにつれて、ほぼ直線的に減少する。この場合、初期、すなわち、燃焼度がゼロの時点の無限増倍率ｋ∞の値がｋＢ０と最大となる。このように、可燃性毒物を含有しない場合は、燃焼度がゼロの時点の無限増倍率ｋ∞の値が大きくなる。これに伴い炉心の余剰反応度が大きくなり、制御棒の反応度価値を高める必要が生ずる。
【００５３】
制御棒の反応度価値を高めることは、反応度価値の最も大きい制御棒１本が完全に引き抜かれても残りの制御棒で炉心を未臨界に維持できることを要求するワンロッドスタックマージンの確保等の安全上の条件を満たす上では不利となり、あるいは安全上の条件を満たすことができなくなる。このため、燃料集合体内に可燃性毒物を含有させ、初期の無限増倍率ｋ∞を低下させている。
【００５４】
従来例における燃料集合体の場合は、可燃性毒物を含有させることにより、初期の無限増倍率ｋ∞をｋＢ０に比べて十分に小さなｋＢ１としている。可燃性毒物を含有する燃料集合体においては、燃焼が進むにつれて、核分裂性核種の核分裂による減少、核転移による核分裂性核種の生成、および可燃性毒物の中性子吸収による減少により通常、破線の曲線Ｂ１で示すように無限増倍率ｋ∞が増加する。すなわち、可燃性毒物を有しない場合の二点鎖線Ｂ２で示す無限増倍率ｋ∞の値と可燃性毒物を有する場合の破線Ｂ１で示す無限増倍率ｋ∞の値との差分ΔｋＢが減少する。
【００５５】
従来例においては、第１燃焼サイクル終了時点で、可燃性毒物はほぼ消滅し、差分ΔｋＢがほぼゼロとなっている。この結果、第２燃焼サイクル以降は、可燃性毒物の影響がなく核分裂性核種の減少と増加の差により、無限増倍率ｋ∞の最大値ｋｍａｘをピークとして無限増倍率ｋ∞は単調に減少する。
【００５６】
一方、本実施形態による軽水炉燃料集合体１０の場合は、取り出し燃焼度ＢＵｏｕｔに到達する時点まで可燃性毒物が存在している。すなわち、可燃性毒物を有しない場合の二点鎖線Ａ２で示す無限増倍率ｋ∞の値と可燃性毒物を有する場合の実線Ａ１で示す無限増倍率ｋ∞の値との差分ΔｋＡが減少はするものの、正の値を維持している。
【００５７】
この結果、軽水炉燃料集合体１０の無限増倍率ｋ∞は、取り出し燃焼度ＢＵｏｕｔにおいて最大となる。取り出し燃焼度ＢＵｏｕｔの直後に最大値ｋｍａｘとなるように設定すると、この最大到達点ＰＡから、単調減少の二点鎖線Ａ２を逆に遡って、初期の無限増倍率ｋ∞が従来例の初期の値ｋＢ０より大きなｋＡ０となる。また、最大到達点ＰＡに至るように可燃性毒物の濃度を設定し、初期の無限増倍率ｋ∞はｋＡ１となる。可燃性毒物を有しない場合の二点鎖線Ａ２で示す無限増倍率ｋ∞の値と可燃性毒物を有する場合の実線Ａ１で示す無限増倍率ｋ∞の値との差分ΔｋＡは、従来例の場合のΔｋＢよりも大きな値となる。
【００５８】
軽水炉の運転方法の手順の次のステップでは、ステップＳ１１で設定した条件に基づいて、軽水炉炉心１００における対象とする運転サイクルにわたる燃焼計算を行う（ステップＳ１３）。対象とする運転サイクルは、軽水炉炉心１００の寿命にわたる全運転サイクルでもよいし、あるいは、注目する軽水炉燃料集合体１０の燃焼サイクルを含む特定の運転サイクルでもよい。
【００５９】
次に、燃焼計算の結果に基づいて、軽水炉燃料集合体１０についての最終燃焼サイクルの末期における条件が満たされているか否かの判定を行う（ステップＳ１４）。具体的には、Ｐｕ中の２３９Ｐｕおよび２４１Ｐｕ等の核分裂性核種の割合が初期値以上すなわち第１回の燃焼サイクルの初期における値以上、および、運転サイクルにわたって余剰反応度が正、という条件が満たされているか否かを判定する。
【００６０】
この２つの判定項目に関連して、本実施形態に係る軽水炉炉心１００および軽水炉燃料集合体１０の特性について、以下、図７ないし図１４を引用しながら説明する。
【００６１】
図７は、本実施形態に係る軽水炉炉心の効果を説明する１５５Ｇｄの反応断面積の中性子エネルギー依存性を示すグラフである。横軸は、中性子エネルギー（ｅＶ）、縦軸は、反応断面積（ｂａｒｎｓ）である。なお、反応断面積の単位である１ｂａｒｎは、１０−２４ｃｍ２、すなわち１０−２８ｍ２である。図７は、１５５Ｇｄの反応断面積のうちの中性子捕獲反応断面積のエネルギー依存性を示している。
【００６２】
なお、図７は、「ＪＥＮＤＬ−４．０  中性子反応サブライブラリ」日本原子力研究開発機構、原子力基礎工学研究センター基礎工学グループ、２０１５／０１／２３に収納の図に基づいて、概念的に表示したものである。図９および図１０も同様である。
【００６３】
図に示すエネルギー領域ＥＬは、中性子エネルギーが約３ｅＶ以下の低エネルギー領域を示しており、ほぼ、熱中性子エネルギー領域（通常、１ｅＶ程度以下）に対応する。この領域においては、１５５Ｇｄは、約２０ｂａｒｎｓないし約１０５ｂａｒｎｓと、きわめて大きな中性子捕獲反応断面積を有している。また、１ｋｅＶ以上すなわち１０３ｅＶ以上の中性子領域における中性子捕獲反応断面積に比べれば、これらの数倍ないし５桁程度大きな値である。
【００６４】
なお、図示しないが、たとえば、ユーロピウムの場合は、１４１Ｅｕが低エネルギー領域において大きな中性子捕獲反応断面積を有する。また、たとえば、カドミウムの場合は１１３Ｃｄが同様に低エネルギー領域において大きな中性子捕獲反応断面積を有する。すなわち、中性子の捕獲反応について、１５５Ｇｄと同様の効果を有する。
【００６５】
図８は、本実施形態に係る軽水炉炉心と従来の炉心との中性子スペクトルの比較を示すグラフである。横軸は、中性子のエネルギー（ＭｅＶ）の対数表示である。縦軸は、核エネルギーにおける中性子束の相対値である。破線は従来例における燃料の炉心の場合、実線は本実施形態における軽水炉炉心１００の場合を示している。
【００６６】
従来例は、核燃料がウランで、核分裂性核種が２３５Ｕの場合を例にとって示している。１ＭｅＶ（１０６ｅＶ）前後の高エネルギー領域は、核分裂直後の核分裂中性子のエネルギー分布の影響が強い。低エネルギー領域に関しては、従来例の軽水炉においては、軽水による減速の結果、約１０−２ｅＶないし約１ｅＶ程度にわたる熱中性子領域において大きなピークが生じている。
【００６７】
一方、本実施形態と表示した実線は、プルトニウムとウランの混合酸化物燃料に可燃性毒物としてガドリニウムを添加した場合を示している。本実施形態に係る軽水炉炉心１００の中性子スペクトルでは、従来例の場合に生じていた熱中性子領域におけるピークはなく、さらに、この領域の中性子束はほとんど存在しない。また、約１ｅＶ以上の領域、すなわち、いわゆる共鳴領域および高エネルギー領域においては、従来例とほぼ同様の分布を有している。したがって、全中性子束における共鳴領域および高エネルギー領域の中性子束の割合が、従来例よりも大きくなっている。言い換えれば、本実施形態に係る軽水炉炉心１００の中性子スペクトルは、従来の炉心に比較して、高エネルギー側にシフトしている。すなわち、本実施形態に係る軽水炉炉心１００の中性子スペクトルは、従来の炉心に比較して、中性子スペクトルが硬くなっている。
【００６８】
図８は、可燃性毒物としてガドリニウムを添加した場合を示しているが、ガドリニウムに限定されない。すなわち、前述のように、ユーロピウムあるいはカドミウムなどもガドリニウムと同様の効果を有する。すなわち、これらも、低エネルギー領域での中性子捕獲反応断面積が大きく、ガドリニウムと同様に、低エネルギー領域の中性子を捕獲することにより、中性子スペクトルを硬くする効果を有する。
【００６９】
図９は、本実施形態に係る軽水炉炉心の効果を説明する２３８Ｕの反応断面積の中性子エネルギー依存性を示すグラフである。横軸は、中性子エネルギー（ｅＶ）、縦軸は、反応断面積（ｂａｒｎｓ）である。実線Ａ８は、２３８Ｕの中性子捕獲反応の捕獲反応断面積である。また、破線Ｂ８は、２３８Ｕの核分裂反応の核分裂反応断面積である。
【００７０】
高エネルギー領域を除いて、捕獲反応断面積が核分裂反応断面積より数桁程度大きく、中性子捕獲反応が圧倒的である。数百ｋｅＶ程度より大きくなると、核分裂反応断面積が大きくなる。
【００７１】
中性子捕獲反応断面積は、特に、数ｅＶないし数十ｋｅＶの共鳴領域で大きな値を示す。この共鳴領域は、エネルギー領域ＥＬより高いエネルギー領域である。このため、ガドリニウムの添加によっても、共鳴領域での捕獲反応の低下はほとんどない。
【００７２】
以上の結果、２３８Ｕの中性子捕獲による２３９Ｕ、２３９Ｎｐを経由した２３９Ｐｕの生成については、主に共鳴領域での中性子捕獲反応により確保することができる。
【００７３】
図１０は、本実施形態に係る軽水炉炉心の効果を説明する２３９Ｐｕの反応断面積の中性子エネルギー依存性を示すグラフである。横軸は、中性子エネルギー（ｅＶ）、縦軸は、反応断面積（ｂａｒｎｓ）である。実線Ａ９は、２３９Ｐｕの中性子捕獲反応の捕獲反応断面積である。また、破線Ｂ９は、２３９Ｐｕの核分裂断反応の核分裂反応断面積である。
【００７４】
２３９Ｐｕの捕獲反応断面積は、エネルギーの増加に対してマクロには減少する傾向を示し、エネルギー領域ＥＬに大きなピークを有する。また、捕獲反応断面積は共鳴領域を有する。
【００７５】
一方、２３９Ｐｕの核分裂反応断面積は、捕獲反応断面積と類似の傾向を示すが、いずれのエネルギー領域においても、捕獲反応断面積より大きく、また、１ｋｅＶ程度以上のエネルギー領域においては、エネルギーの変化に対しほぼ一定の値をとる。
【００７６】
以上のことより、ガドリニウムの添加による軽水炉炉心１００の中性子スペクトルにおいて、エネルギー領域ＥＬでの中性子束が従来例に比べて大幅に減少することは、２３９Ｐｕの核分裂反応よりも中性子捕獲反応に対してより大きな影響を与えることが分かる。すなわち、軽水炉炉心１００の中性子スペクトルにおいては、２３９Ｐｕによる中性捕獲の反応の割合が従来例に比べて減少する。この結果、２３９Ｐｕの中性子捕獲によるＭＡの生成量が減少する。
【００７７】
図１１は、本実施形態に係る軽水炉炉心の効果を説明する核分裂性核種のη値の中性子エネルギー依存性を示すグラフである。横軸は中性子エネルギー（ｅＶ）、縦軸は、再生率ηの値である。なお、図１１の出典は、Ｊ．Ｊ．Ｄｕｄｅｒｓｔａｄ，Ｌ．Ｊ．Ｈａｍｉｌｔｏｎ：Ｎｕｃｌｅａｒ  Ｒｅａｃｔｏｒ  Ａｎａｌｙｓｉｓ，Ｊｏｈｎ  Ｗｉｌｅｙ  ＆  Ｓｏｎｓ  （１９７０），ｐ６９であり、同図を概念的に表示したものである。
【００７８】
ここで、再生率ηとは、燃料が中性子１個を吸収した時に核分裂で生まれる次の世代の中性子の平均個数であり、次の式で与えられる。
η＝ν×σＸｆ／（σＸｆ＋σＸＣ）        …（１）
ただし、νは１回の核分裂で発生する中性子の平均数、σＸｆは核種Ｘの核分裂反応断面積、σＸＣは核種Ｘの中性子捕獲反応断面積である。
【００７９】
核種Ｘとして、２３５Ｕを破線、２３９Ｐｕを実線、および２４１Ｐｕを破線で示している。いずれの核分裂性核種においても、約１０ｋｅＶ（１０４ｅＶ）程度以上の高エネルギー領域においては、再生率ηが増加している。
【００８０】
前述のように、本実施形態に係る軽水炉炉心１００の中性子スペクトルは、従来の炉心に比較して、高エネルギー側にシフトしている。したがって、全エネルギー領域にわたり中性子束の重みを付けた再生率ηを、平均再生率ηａｖｅとすれば、本実施形態に係る軽水炉炉心１００においては、平均再生率ηａｖｅは、従来例の炉心に比べて大きくなっている。この点は、炉心の中性子経済を向上させ、炉心の臨界維持にとってはプラスの効果となる。
【００８１】
軽水炉の運転方法の手順の次のステップでは、ステップＳ１３で実施した軽水炉炉心１００における対象とする運転サイクルにわたる燃焼計算の結果について、第１に全プルトニウムに対するプルトニウムの核分裂性核種の濃度が初期の値以上であるか否か、第２に運転サイクルにわたり余剰反応度が正か否かの判定を行う（ステップＳ１４）。
【００８２】
第１の点は、各燃焼サイクルの末期において、全Ｐｕ中の２３９Ｐｕと２４１Ｐｕなどの核分裂性核種の割合が第１回の燃焼サイクル初期、すなわち軽水炉炉心１００への装荷時点での割合以上となっているか否かの判定である。
【００８３】
以上の２つの判定条件を満足すると言えない場合（ステップＳ１４  ＮＯ）は、ステップＳ１２の初期の燃料濃度および可燃性毒物の濃度の再設定、ステップＳ１３、およびステップＳ１４を繰り返す。
【００８４】
２つの判定条件を満足すると判定された場合（ステップＳ１４  ＹＥＳ）には、燃焼サイクル回数を判定する（ステップＳ１５）。燃焼サイクル回数の判定については、図５においては、詳細を表示していないが、具体的には、ステップＳ１１で順次燃焼サイクル回数を増やし、ステップＳ１４での判定条件を満たす初期条件（ステップＳ１２で設定）が無い場合は、その１つ少ない回数が、最大の燃焼サイクル回数であると判定する。
【００８５】
運転計画ステップＳ１０で、最大の燃焼サイクル回数と、初期の核分裂性核種の濃度および可燃性毒物の濃度が得られたら、その後に、リサイクル実行ステップＳ２０の手順を行う。
【００８６】
まず、得られた条件に基づいて、軽水炉燃料集合体１０を製造し、軽水炉炉心１００に装荷し燃焼させる（ステップＳ２１）。次に、最終燃焼サイクル終了時に、軽水炉燃料集合体１０を軽水炉炉心１００から取り出す（ステップＳ２２）。
【００８７】
次に、取出した軽水炉燃料集合体１０は、最終リサイクルか否かを判定する（ステップＳ２３）。すなわち、運転計画ステップＳ１０で得られた条件に基づいて燃焼した軽水炉燃料集合体１０は、取り出し時に、核分裂性核種の濃度が、初期の濃度より高いので、再処理して、核燃料物質として再使用可能、すなわちリサイクル可能である。本ステップＳ２３では、取出した軽水炉燃料集合体１０が、すでにこのリサイクル段階を終えたものか否か、すなわち最終リサイクルのものか否かを判定する。
【００８８】
この際、リサイクル回数は、１回とは限らない。２回以上でもよい。今、最初に製造した軽水炉燃料集合体１０の最終燃焼サイクルまでの軽水炉炉心１００内での燃焼を、第１回炉内燃焼と呼ぶ。また、第１回炉内燃焼で燃焼した軽水炉燃料集合体１０の再処理後に製造したリサイクル用の軽水炉燃料集合体１０の最終燃焼サイクルまでの軽水炉炉心１００内での燃焼を、第２回炉内燃焼と呼ぶ。さらに、第２回炉内燃焼で燃焼した軽水炉燃料集合体１０中の核燃料物質が再使用可能な場合、その再処理後に製造したリサイクル用の軽水炉燃料集合体１０の最終燃焼サイクルまでの軽水炉炉心１００内での燃焼を、第３回炉内燃焼と呼ぶ。
【００８９】
この場合、第１回、第２回および第３回それぞれの炉内燃焼における燃焼サイクルの回数は、互いに異なっていてもよい。たとえば第２回炉内燃焼における燃焼サイクルの回数は、第１回炉内燃焼におけるサイクル回数よりも少なくてもよい。第３回についても同様である。各炉内燃焼におけるサイクル回数は、ステップＳ１０の運転計画において、燃焼サイクル回数とともに算出する。
【００９０】
なお、第２回燃焼サイクルにおける軽水炉燃料集合体１０における第１の核燃料物質は、第１回燃焼サイクルにおける軽水炉燃料集合体１０における第１の核燃料物質とは、一対一に対応していなくともよい。すなわち、複数の軽水炉燃料集合体１０に関してのリサイクル計画でもよい。
【００９１】
最終リサイクルのものではないと判定された場合（ステップＳ２３  ＮＯ）、再処理を実施（ステップＳ２４）して、ステップＳ２１以降を繰り返す。
【００９２】
最終リサイクルのものと判定された場合（ステップＳ２３  ＹＥＳ）、最後に、これ以上リサイクルできないリサイクル照射後の軽水炉燃料集合体１０を、処理、処分工程に移行する（ステップＳ３０）。
【００９３】
以上のように、本実施形態に係る軽水炉燃料集合体１０を有する軽水炉炉心１００およびその運転方法は、以下のような特徴、効果を有する。
【００９４】
軽水炉燃料集合体１０は、その燃焼サイクルを通じて、あるいは、その燃焼サイクルのほとんどにおいて、可燃性毒物が存在するように、第１の核燃料物質中の核分裂性核種の初期の濃度および可燃性毒物の初期の濃度が設定されている。この可燃性毒物の存在により、軽水炉炉心１００の中性子スペクトルは、従来例による炉心と比較して、低エネルギー側の中性子束が減少し、高エネルギー側にシフトしている。
【００９５】
この結果、２３９Ｐｕの中性子吸収が大幅に減少し、ＭＡの生成量が低減される。一方、２３８Ｕの中性子吸収による２３９Ｐｕの生成反応の低下はなく、２３９Ｐｕは従来通り生成される。この結果、プルトニウムに占める核分裂性核種の割合が確保され、プルトニウムの質が維持される。すなわち、最終燃焼サイクルまでの燃焼後も、再処理することにより核燃料物質として再使用が可能である。
【００９６】
さらに、中性子スペクトルが高エネルギー側にシフトする結果、再生率η、すなわち核燃料物質に吸収される１中性子あたりの次世代の中性子数が従来例よりも増加し、臨界維持上、有利となる。
【００９７】
以上の結果、ウラン、プルトニウムについて、潜在的放射性毒性の高いＭＡに変換される量が減少し、核分裂により核分裂性核種に変換される量の方が増加する。この結果、取り出し燃料中に残存するプルトニウムの質を高めリサイクルがより可能となる。
【００９８】
このように、核燃料物質をリサイクルして再使用することにより、長半減期の潜在的放射性毒性の高いＭＡの発生量を低減することができ、高レベル廃棄物による長期の環境負荷の低減に寄与することができる。
【００９９】
［その他の実施形態］
以上、本発明の実施形態を説明したが、実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。たとえば、実施形態では、沸騰水型原子炉に用いる軽水炉燃料集合体の場合を例にとって示したが、これに限らない。加圧水型原子炉に適用する軽水炉燃料集合体の場合であってもよい。
【０１００】
また、これらの実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。
【符号の説明】
【０１０１】
５…制御棒、７…炉心燃料集合体、８…従来型燃料集合体、１０…軽水炉燃料集合体、１１…チャンネルボックス、２０…可燃性毒物入り燃料棒、２１…被覆管、２２…上部端栓、２３…下部端栓、２４…上部プレナム、２５…バネ、２６…燃料ペレット、３０…可燃性毒物無し燃料棒、３６…燃料ペレット、４０…ウォータロッド、１００…軽水炉炉心
【図１】
2019128233.tif 000003
【図２】
2019128233.tif 000004
【図３】
2019128233.tif 000005
【図４】
2019128233.tif 000006
【図５】
2019128233.tif 000007
【図６】
2019128233.tif 000008
【図７】
2019128233.tif 000009
【図８】
2019128233.tif 000010
【図９】
2019128233.tif 000011
【図１０】
2019128233.tif 000012
【図１１】
2019128233.tif 000013
【図１２】
2019128233.tif 000014