(57)【要約】      （修正有）【課題】遅い速度の中性子でプルトニウムを燃焼する従来の沸騰水型原子炉は蒸気温度が低く熱効率が悪いし、遅い速度の中性子はプルトニウムの燃焼効率を悪くするため、発電コストが高かった。【解決手段】従来の沸騰水型原子炉に邪魔板付核燃料集合体１３０を装荷し、水を減らし高速中性子でプルトニウムを燃焼させる。邪魔板付核燃料集合体１３０を装荷した炉心への水の流量をタービンへの過熱蒸気流量と同じにすることによりタービンへの過熱蒸気を発生させる。【選択図】図１０
2005114600.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
4面からなるチャンネルボックス（３５）において制御棒（２２）と反対側の２面を削除した二面チャンネルボックス（１３５）と、二面チャンネルボックス（１３５）に付帯せしめた邪魔板（１３６）と、上側結合板（３２）の制御棒（２２）と反対側に結合せしめた保護板（１５０）と、従来の核燃料棒（３０）よりも直径を細くした細径核燃料棒（１３１）と、二面チャンネルボックス（１３５）の対面側の細径核燃料棒（１３１）数本分を固体減速材棒（１４０）とし、細径核燃料棒（１３１）の間の主冷却材通路（３６）を狭くし細径核燃料棒（１３１）を稠密に多数本配列したことを特徴とする邪魔板付核燃料集合体（１３０）。
【請求項２】
請求項１において、被覆管（４１）と太径被覆管（１４１）と二面チャンネルボックス（１３５）の材料をステンレス等の高融点合金またはアルミナ等の酸化物とし、邪魔板（１３６）の材料をハフニウム、またはタンタル、またはそれ等の酸化物、または硼素または炭化硼素または酸化ユーロピウム入りステンレスの中性子吸収材をステンレスで被覆し、固体減速材棒（１４０）に装荷せる太径被覆管（１４１）の中の固体減速材（１４７）の材料を水素化ジルコニウム、またはリチウム７濃縮水素化リチウム、または重水素化ジルコニウム、またはリチウム７濃縮重水素化リチウム、または硼素11濃縮炭化硼素、または黒鉛とし、30cmよりも上に装荷せる固体減速材（１４７）にはハフニウム、またはタンタル、またはこれ等の酸化物、または炭化硼素、または酸化ユーロピウム、または劣化ウランの酸化物固体中性子吸収材を重量で約１％添加したことを特徴とする邪魔板付核燃料集合体（１３０）。
【請求項３】
従来の沸騰水型原子炉の圧力容器（１０）内に請求項１の邪魔板付核燃料集合体（１３０）を装荷した沸騰水型原子炉において、炉心への水の流入量をタービンへの過熱蒸気流量と同じとし飽和蒸気配管（１４）から過熱蒸気をタービンへ送ることを特徴とする過熱蒸気発生沸騰水型原子炉。
【請求項４】
従来の沸騰水型原子炉の圧力容器（１０）内の気水分離器（１５）と蒸気乾燥器（１２）とは取り除き、多数本の硼素または炭化硼素入りステンレス線をステンレス製の網篭に入れた本発明の加熱用線束（２００）により、請求項１の邪魔板付核燃料集合体（１３０）を装荷した沸騰水型原子炉の炉心で発生した過熱蒸気を更に加熱し、従来のタービンへの飽和蒸気配管（１４）は二重管とし、過熱蒸気内管（１１５）はシュラウド（１８）内から過熱蒸気を直接タービンへ送り、圧力容器（１０）壁とシュラウド（１８）の間のシュラウド外水（１６）が蒸発した飽和蒸気を飽和蒸気外管（１１４）から圧力容器（１０）外に送ることを特徴とする過熱蒸気発生沸騰水型原子炉。
【請求項５】
請求項３または請求項４における炉心において、邪魔板付核燃料集合体（１３０）から固体減速材棒（１４０）を削除し細径核燃料棒（１３１）とした核燃料集合体と制御棒（２２）と反対側の従来の漏洩水流路（２０）相当の位置に十字型固体減速材板（２４０）とから構成されたことを特徴とする。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は特に沸騰水型原子炉の核燃料集合体に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉は、核燃料で発生した熱を原子炉内に液体で入ってきた水に伝達し水を沸騰させ飽和蒸気を発生する。飽和蒸気はタービンに導かれ電気を発生する。
図１は従来の沸騰水型原子炉の圧力容器（１０）内の概観図を示す（非特許文献１）。タービンで仕事を終えた水は、給水配管（１７）を通って圧力容器（１０）壁とシュラウド（１８）との間のシュラウド外水（１６）に混じり込む。水はポンプモータ（２４）により回転する冷却材循環ポンプ（２３）で加速されてシュラウド（１８）の下端から矢印方向に核燃料物質を内包する核燃料棒を束ねた従来の核燃料集合体（３０）に入り、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。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４０％の中ボイド率になっており、上部では約７０％の高ボイド率になっている。
核燃料集合体（３０）の上部からの飽和蒸気を非常に多く含有した点線矢印方向の二相流と漏洩水流路（２０）からの矢印方向の水とが混合領域（１９）で混合した二相流は気水分離器（１５）の中に入り旋回させられることにより、開き矢印方向に上昇する飽和蒸気と矢印方向に下に落ちる水に分離される。上昇した飽和蒸気は水分を若干含んでいるため蒸気乾燥器（１２）により、開き矢印方向に上昇する乾燥した飽和蒸気と矢印方向に下に落ちる水に分離される。乾燥した飽和蒸気は蒸気ドーム（１１）から、圧力容器（１０）壁と蒸気乾燥器胴部（１３）の間を通って飽和蒸気配管（１４）からタービンへ出て行く。
蒸気乾燥器（１２）内での飽和蒸気は破線で示した。なお、二相流から分離した飽和蒸気の飽和蒸気温度は、運転圧力約７０気圧での飽和蒸気温度約286℃である。
原子炉出力の制御は、制御棒駆動機構により上下に動く制御棒（２２）により達成する。
図2は核燃料物質を内包する従来の核燃料集合体（３０）の概略斜視図である（特許文献1）。核燃料集合体（３０）は、多数本正方格子状に配列された核燃料物質を内封している円柱形状の核燃料棒（３１）と、それ等の上端及び下端を夫々支持する上側結合板（３２）及び下側結合板（３３）と、前記核燃料棒（３１）の高さ途中に位置して核燃料棒（３１）間の間隔を規制する数個のスペーサ（３４）と、これ等を４面で覆うチャンネルボックス（３５）とから構成される。
図3は従来の核燃料棒（３１）の概観図である。ジルカロイ製の被覆管（４１）と、この被覆管（４１）の上下開口端を気密閉塞する上部端栓（４２）及び下部端栓（４３）と、被覆管（４１）内に装填される多数個の核燃料ペレット（４４）と、スプリング（４５）とから構成されている。核燃料ペレット（４４）はMOXと呼ばれるウラニウムとプルトニウムの混合酸化物からなる。
図４は核燃料物質を内包する従来の核燃料集合体（３０）と従来の制御棒（２２）とからなる炉心平面の部分図である。炉心の下から核燃料集合体（３０）に入ってきた水は、核燃料棒（３１）の間の主冷却材通路（３６）を通り上に流れる間に核燃料棒（３１）から熱を吸収して飽和蒸気になり、飽和蒸気と液体の水とが混在した二相流となって流れている。チャンネルボックス（３５）の間の漏洩水流路（２０）には漏洩冷却水が流れている。制御棒（２２）はチャンネルボックス（３５）の間の漏洩水流路（２０）の中を上下に動ける。制御棒（２２）は原子炉出力を制御するための中性子を吸収する性質の強い物質であるハフニウムの薄板をステンレスで補強した構造になっている。または炭化硼素の粉末が充填された多数本の管をステンレスで補強した構造になっている。制御棒（２２）は制御棒駆動機構によって上下に動く。
図5は制御棒（２２）が引き抜かれた運転状態における、従来の核燃料集合体（３０）からなる炉心平面の部分図である。大半の制御棒（２２）は原子炉の下に引き抜かれている。制御棒（２２）の抜けたあとは漏洩水流路（２０）の水だけとなる。
現在稼動中の沸騰水型原子炉は、高価な濃縮ウランや再処理費用が高いプルトニウムの節約のために、冷却水速度を速くしたり、核燃料棒（３１）の間の主冷却材通路（３６）を広げて水領域を広げたり、漏洩水流路（２０）領域を広げたりして飽和蒸気の割合をできるだけ減らして、中性子速度の遅い中性子を利用している。
核燃料であるウランやプルトニウム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。ボイド率の違いは水の量の違いであるから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。核燃料は遅い中性子とは激しく反応するため、少ない量の核燃料でも大きな出力を得ることができる。したがって、核燃料棒（３１）の周りに水を十分配して更に漏洩水流路（２０）領域を広げて、核分裂で生じた高速中性子を減速材である水により減速させて中性子速度を遅くさせる。ボイド率が高くなると減速材である水が減る訳であるから、水を冷却材循環ポンプ（２３）で加速して、タービンへの飽和蒸気流量の数倍の水を炉心に流入させて相対的にボイド割合が少なくなるようにしている。飽和蒸気とならなかった水は、気水分離器（１５）と蒸気乾燥器（１２）により飽和蒸気と分離されてシュラウド外水（１６）と混じって再び冷却材循環ポンプ（２３）で加速されて核燃料集合体（３０）を冷却する。
【特許文献１】：昭61-37591、「核燃料集合体」。
【非特許文献１】：コロナ社、著者都甲「原子動力」117、120頁。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００３】
通常運転中の７０気圧での飽和蒸気温度は約286℃であるから、タービンへの蒸気も飽和蒸気温度で約286℃である。この温度は現在運転中の火力発電所のタービンへの飽和蒸気温度に比べて著しく低く、現在稼動中の沸騰水型原子発電所の発電効率は約３３％に留まっているため発電コストが低くならない。一方、現在稼動中の沸騰水型原子発電所の系統やシステムの完成度は高く安全性や信頼性が高い。したがって、現在稼動中の沸騰水型原子発電所の設備に変更をすることなく、タービンへの蒸気温度を高めて発電効率を高めたい。
沸騰水型原子炉の長年の運転の結果生じたプルトニウムが蓄積されその扱いに困っている。貯蔵し続けるには保管場所の確保の問題や保管コストを通じて発電コスト上昇になる。そこで、プルトニウムを再処理して核燃料として利用しようとしているが、現在稼動中の沸騰水型原子炉は中性子速度の遅い中性子を利用することを前提としているため、プルトニウム利用効率が悪く発電コストは上昇してしまう。プルトニウムの利用効率向上には速度の速い高速中性子を利用する必要がある。
【課題を解決するための手段】
【０００４】
図６は本発明の邪魔板付核燃料集合体（１３０）の概観斜視図である。邪魔板付核燃料集合体（１３０）は、従来の4面のチャンネルボックス（３５）のうち制御棒（２２）と反対側の２面を削除した二面チャンネルボックス（１３５）と、二面チャンネルボックス（１３５）に付帯せしめた邪魔板（１３６）と、上側結合板（３２）の制御棒（２２）と反対側に結合せしめた保護板（１５０）と、従来の核燃料棒（３０）よりも直径を細くした細径核燃料棒（１３１）と、二面チャンネルボックス（１３５）の対面側の細径核燃料棒（１３１）数本分を図９に示す固体減速材棒（１４０）としたことを特徴する。従来の核燃料棒（３１）に比べ細い細径核燃料棒（１３１）の間の主冷却材通路（３６）を狭くし細径核燃料棒（１３１）を稠密に多数本配列した。被覆管（４１）と二面チャンネルボックス（１３５）はステンレス等の高融点合金またはアルミナ等の酸化物とする。邪魔板（１３６）の材料は、ハフニウム、またはタンタル、またはそれ等の酸化物、または硼素または炭化硼素または酸化ユーロピウム入りステンレスの中性子吸収材をステンレスで被覆した。
図７は本発明の邪魔板付核燃料集合体（１３０）を炉心に配置した場合の邪魔板（１３６）が在る高さでの炉心平面の部分図である。制御棒（２２）の全挿入位置よりも上の漏洩水流路（２０）は邪魔板（１３６）で覆われ漏洩水が流れ難くしてあるため二相流となっている。更に制御棒（２２）と反対側のチャンネルボックスを削除し核燃料棒配列を増やした。二面チャンネルボックス（１３５）の対面側には細径核燃料棒（１３１）数本分の代わりに固体減速材棒（１４０）が配置されている。邪魔板付核燃料集合体（１３０）の断面積は、従来あった制御棒（２２）と反対側の漏洩水流路（２０）程度分大きくした。
図８は本発明の邪魔板付核燃料集合体（１３０）を炉心に配置した場合の制御棒（２２）が引き抜かれた運転時における、高さ中央部での炉心平面の部分図である。制御棒（２２）が上下できるための漏洩水流路（２０）は確保する。
図９は固体減速材棒（１４０）の概観図である。細径核燃料棒（１３１）数本分の大きさの太径被覆管（１４１）の中に固体減速材（１４７）を装荷する。固体減速材（１４７）の材料としては水素化ジルコニウム、またはリチウム７濃縮水素化リチウム、または重水素化ジルコニウム、またはリチウム７濃縮重水素化リチウム、または硼素11濃縮炭化硼素、または黒鉛とする。30cmよりも上に装荷せる固体減速材（１４７）には固体中性子吸収材を重量で約１％添加する。固体中性子吸収材としてはハフニウム、またはタンタル、またはこれ等の酸化物、または炭化硼素、または酸化ユーロピウム、または劣化ウランの酸化物とする。
図１０は従来の沸騰水型原子炉の圧力容器（１０）内に本発明の邪魔板付核燃料集合体（１３０）を装荷した概観図である。邪魔板付核燃料集合体（１３０）上端から飽和蒸気単相流が開き矢印方向に流れること、漏洩水流路（２０）の上にある邪魔板（１３６）の隙間から二相流が点線矢印方向に流れること、混合領域（１９）では飽和蒸気１００％に近い単相流が流れること、気水分離器（１５）の中は飽和蒸気単相流のみが開き矢印方向に流れ、蒸気乾燥器（１２）からは過熱蒸気が点線開き矢印方向に流れ、飽和蒸気配管（１４）から過熱蒸気がタービンへ出て行く。
炉心への水の流入量をタービンへの過熱蒸気流量と同じにすれば混合領域（１９）ではほぼ飽和蒸気となり、更に蒸気乾燥器（１２）構造材の放射線による発熱で飽和蒸気は加熱されるから過熱蒸気となり飽和蒸気温度約286℃よりも高温になる。
【発明の効果】
【０００５】
本発明の邪魔板付燃料集合体（１３０）を装荷した炉心は減速材たる水が少ないため中性子速度は減速され難い。したがって、プルトニウムは高速な高速中性子で燃焼するため効率が良い。
邪魔板付燃料集合体（１３０）の中に固体減速材棒（１４０）を装荷したことによりボイド率が増加した時出力が急上昇するのを抑制することができ、安全性がそこなわれることがない。
飽和蒸気温度約286℃よりも高温の過熱蒸気を利用できるため発電効率が上がり発電コスト低減が達成される。
【発明を実施するための最良の形態】
【０００６】
図８に見るように本発明の邪魔板付核燃料集合体（１３０）は細径核燃料棒（１３１）同士の間隙を狭め、かつ制御棒（２２）と反対側にあったチャンネルボックス（３５）と制御棒（２２）と反対側にあった漏洩水流路（２０）を削除して細径核燃料棒（１３１）の配列を増やしたため、核燃料棒１本当たりの出力が下がり冷却材温度が高温になっても核燃料棒の健全性が保たれる。また、減速材たる水の領域が減り中性子速度が遅くなり難くなるため高速中性子によりプルトニウムが効率良く燃焼する。
高速中性子を利用する原子炉では、プルトニウムは速度の速い中性子程核分裂割合は減少するためプルトニウムの富化度を高くする必要がある。プルトニウムの富化度が高い場合、流入水が減少してボイド率が増加すると中性子速度を減速させる水が少なくなるため高速中性子割合が増加すると、核分裂割合は減少するがそれ以上に中性子吸収割合が減少するため結果的に核分裂割合が益々増え出力が急上昇する恐れがある。しかし、高速中性子は物質との反応割合が減少するため近辺のプルトニウムと反応することなく遠くまで飛んで行き、本発明の邪魔板付核燃料集合体（１３０）の固体減速材棒（１４０）の固体減速材（１４７）により減速され、添加されている中性子吸収物質に吸収される。したがって、中性子は減少することになり出力が急上昇する恐れがない。特に、邪魔板付核燃料集合体（１３０）の固体減速材棒（１４０）は制御棒（２２）と対角位置に配されているため、隣接する４体の邪魔板付核燃料集合体（１３０）の４本の固体減速材棒（１４０）は恰も一体化して広い減速材領域となる。その結果、高速中性子は１本の固体減速材棒（１４０）を通過できたとしても隣接する固体減速材棒（１４０）の固体減速材（１４７）により減速され、添加されている中性子吸収物質に吸収される。
なお、細径核燃料棒（１３１）において高さ方向にプルトニウムの富化度に分布を付けると効果が向上する。下部30cmの核燃料ペレット（４４）はプルトニウムの低富化度ＭＯＸ（約４ｗｔ％）とし、上部はプルトニウムの高富化度ＭＯＸ（約20ｗｔ％）とする。主冷却材通路（３６）の下部のボイド率は４０％以下であるから中性子は減速されて遅い中性子が多い。プルトニウムは遅い中性子に対しては中性子吸収割合も核分裂割合も極端に大きくなるため、プルトニウムの富化度は低くても大きな出力が発生する。プルトニウムの富化度が低ければ従来同様にボイド率増加により核分裂が抑制されるため安全性は従来通りである。主冷却材通路（３６）の上部のボイド率は４０％から１００％であるから高速中性子は減速され難く速い中性子が多い。プルトニウムは速度の速い中性子程、核分裂割合は減少するためプルトニウムの富化度を高くする必要がある。プルトニウムの富化度が高い場合ボイド率が急に増加し高速中性子割合が急に増加すると、核分裂割合は減少するがそれ以上に中性子吸収割合が減少し高速中性子が益々多く発生し出力が急上昇する恐れがある。しかし、速度が速い中性子程、物質との反応割合が減少するため近隣のプルトニウムとは衝突し難くなり遠くの固体減速材棒（１４０）の固体減速材（１４７）に達し減速され、添加されている中性子吸収物質に吸収される。
その他高速中性子が急に増加しても、速度が速い中性子程、物質との反応が減少するため制御棒側の漏洩水流路（２０）から上方に向かう高速中性子の漏洩が増加し、上にある邪魔板（１３６）に含まれる中性子吸収材に吸収される。
なお、細径核燃料棒（１３１）配列が増加した分高さを半分近くまで短くできるなら、制御棒（２２）の長さも半分近くまで短くでき軽くなるため、緊急挿入速度が遅くならない範囲で制御棒（２２）の上部にフォロワを付けることができて、漏洩水流路（２０）の水領域を極端に排除することができる。通常運転時の中性子減速を抑制することができて高速中性子によりプルトニウムを効率よく燃焼させることができると同時に、漏洩水流路（２０）の二相流の液体の水の割合を極度に減らすことができるため混合領域（１９）が容易にほぼ飽和蒸気になり気水分離器（１５）や蒸気乾燥器（１２）の構造材からの熱を受けて過熱蒸気となり高温化が達成され発電効率を向上させることができる。
図１０に見るように、制御棒が上下できる従来の漏洩水流路（２０）には水が単相で流れていたが、上部に邪魔板（１３６）を設けたことにより流量が減じるため少しの熱により飽和蒸気が発生し二相流となった。熱源としては二面チャンネルボックス（１３５）の構造材が中性子やガンマ線に照射されることによる発熱と、漏洩水流路（２０）の水が高速中性子を減速させた時受ける高速中性子の運動エネルギーによる。漏洩水流路（２０）の二相流は、上部の邪魔板（１３６）が中性子を吸収する時生じる熱を受熱して飽和蒸気の割合が更に増加する。主冷却材通路（３６）からの飽和蒸気と、漏洩水流路（２０）からの少ない流量の二相流が混合される混合領域（１９）でほぼ飽和蒸気単相流となる。
炉心への水の流入量をタービンへの過熱蒸気流量と同じにすれば混合領域（１９）ではほぼ１００％飽和蒸気となり、飽和蒸気密度は小さいため熱容量は小さいから、飽和蒸気に若干でも加熱があると過熱蒸気となり飽和蒸気温度約286℃よりも高温になり高温過熱蒸気となって原子炉圧力容器からタービンへ出て行く。
気水分離器（１５）や蒸気乾燥器（１２）の構造材は中性子やガンマ線に照射されることにより発熱するため飽和蒸気を過熱蒸気にする。
細径核燃料棒（１３１）出口付近は飽和蒸気割合が１００％になり除熱能力が劣るかにみえるが飽和蒸気速度が速いため除熱能力の減少はわずかである。一方、細径核燃料棒（１３１）出口付近は中性子が上端から漏洩するため出力も小さく発熱が少ない。したがって、細径核燃料棒（１３１）の健全性は保たれる。配列される細径核燃料棒（１３１）の本数が増加したことは1本当たりの発熱量が減るため細径核燃料棒（１３１）の健全性が増す。
なお、固体減速材棒（１４０）は固体減速材（１４７）を充填せずにかつ上端を開にして太径被覆管（１４１）の中を飽和蒸気とすることによっても、急増した高速中性子を漏洩させて出力急上昇を抑制することができる。
【実施例１】
【０００７】
図１１は、現行沸騰水型原子炉の圧力容器（１０）内を改良した本発明の出口過熱蒸気沸騰水型原子炉の概観図である。気水分離器（１５）と蒸気乾燥器（１２）とは取り除いた。その代わりに、多数本の硼素または炭化硼素入りステンレス線をステンレス製の網篭に入れた本発明の加熱用線束（２００）により混合領域（１９）を出た過熱蒸気を加熱し更なる高温過熱蒸気とする。多数本のステンレス線は中性子やガンマ線を吸収して発熱し、通過する過熱蒸気を更に加熱する。
タービンへの飽和蒸気配管（１４）は二重管とし、過熱蒸気内管（１１５）はシュラウド（１８）内から過熱蒸気が直接流れ出てタービンへ向かう。圧力容器（１０）壁とシュラウド（１８）の間のシュラウド外水（１６）が蒸発した飽和蒸気は飽和蒸気外管（１１４）により圧力容器（１０）外に送り、圧力容器（１０）に入ってくる給水を加熱したりするために利用される。
圧力容器（１０）とシュラウド（１８）は従来同様の飽和蒸気に接しているため286℃であり、圧力容器（１０）の健全性を損なうことない。
【実施例２】
【０００８】
邪魔板付核燃料集合体（１３０）から固体減速材棒（１４０）を排除し細径核燃料棒（１３１）とし、制御棒（２２）と反対側の従来の漏洩水流路（２０）相当の位置に固体減速材板を設置してもボイド率増加に対して核分裂が増加することを抑制する効果がある。
図１２は邪魔板付核燃料集合体（１３０）から固体減速材棒（１４０）を排除し細径核燃料棒（１３１）とした核燃料集合体と十字型固体減速材板（２４０）を炉心に配置した場合の邪魔板（１３６）が在る高さでの炉心平面の部分図である。
図1３は邪魔板付核燃料集合体（１３０）から固体減速材棒（１４０）を排除し細径核燃料棒（１３１）とした核燃料集合体と十字型固体減速材板を炉心に配置した場合の制御棒（２２）が引き抜かれた運転時における、高さ中央部での炉心平面の部分図である。固体減速材の材料は固体減速材（１４７）の材料と同じものである。
なお、細径核燃料棒（１３１）に充填せる核燃料ペレット（４４）において、高さ30cm毎に約1cmの長さの固体減速材（１４７）と同じ材料のペレットを充填することにより、ボイド率が増加しても出力急上昇を抑制する効果が著しく向上する。
【産業上の利用可能性】
【０００９】
沸騰水型原子力発電所は日本では約２０基以上建設され稼動している。ウランを主体とした核燃料の利用が進みプルトニウムが大量に蓄積されている。プルトニウムを効率良く燃焼させるには、ボイド率が高い状態で運転する原子炉が良いといわれている。固体減速材棒（１４０）と邪魔板（１３６）を備えた本発明の邪魔板付燃料集合体（１３０）は事故によりボイド率が急上昇しても出力が急増することがないため、非常に高いボイド率を想定した原子炉を設計することができ、プルトニウムの効率的運用を通して発電コストの低減に寄与できると共に、高温の過熱蒸気をタービンに送ることができるため発電コストの低減に寄与できる。
交換可能な核燃料集合体以外に現行設備を殆ど変更することなく過熱蒸気を得ることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１０】
【図１】従来の沸騰水型原子炉の圧力容器（１０）内の概観図。
【図２】従来の沸騰水型原子炉の圧力容器（１０）内に装荷せる従来の核燃料集合体（３０）の概観斜視図。
【図３】従来の核燃料棒（３１）の概観図。
【図４】従来の核燃料集合体（３０）と制御棒（２２）とからなる炉心平面の部分図。
【図５】制御棒（２２）が引き抜かれた運転時における、従来の核燃料集合体（３０）からなる炉心平面の部分図。
【図６】従来の沸騰水型原子炉圧力容器（１０）内に装荷せる本発明の邪魔板付核燃料集合体（１３０）の概観斜視図。
【図７】本発明の邪魔板付核燃料集合体（１３０）を炉心に配置した場合の邪魔板（１３６）が在る高さでの炉心平面の部分図。
【図８】本発明の邪魔板付核燃料集合体（１３０）を炉心に配置した場合の制御棒（２２）が引き抜かれた運転時における、高さ中央部での炉心平面の部分図。
【図９】固体減速材棒（１４０）の概観図。
【図１０】従来の沸騰水型原子炉の圧力容器（１０）内に本発明の邪魔板付核燃料集合体（１３０）を装荷した概観図。
【図１１】従来の沸騰水型原子炉の圧力容器（１０）内を僅少改造し本発明の邪魔板付核燃料集合体（１３０）を装荷した概観図。
【図１２】邪魔板付核燃料集合体（１３０）から固体減速材棒（１４０）を排除し細径核燃料棒（１３１）とした核燃料集合体と十字型固体減速材板（２４０）を炉心に配置した場合の邪魔板（１３６）が在る高さでの炉心平面の部分図。
【図１３】邪魔板付核燃料集合体（１３０）から固体減速材棒（１４０）を排除し細径核燃料棒（１３１）とした核燃料集合体と十字型固体減速材板（２４０）を炉心に配置した場合の制御棒（２２）が引き抜かれた運転時における、高さ中央部での炉心平面の部分図。
【符号の説明】
【００１１】
１０は圧力容器。
１１は蒸気ドーム。
１２は蒸気乾燥器。
１３は蒸気乾燥器胴部。
１４は飽和蒸気配管。
１５は気水分離器。
１６はシュラウド外水。
１７は給水配管。
１８はシュラウド。
１９は混合領域。
２０は漏洩水流路
２２は制御棒。
２３は冷却材循環ポンプ。
２４はポンプモータ。
３０は核燃料集合体。
３１は核燃料棒。
３２は上側結合板。
３３は下側結合板。
３４はスペーサ。
３５はチャンネルボックス。
３６は主冷却材通路。
４１は被覆管。
４２は上部端栓。
４３は下部端栓。
４４は核燃料ペレット。
４５はスプリング。
１１４は飽和蒸気外管。
１１５は過熱蒸気内管。
１１８はシュラウド覆い。
１３０は邪魔板付核燃料集合体。
１３１は細径核燃料棒。
１３５は二面チャンネルボックス。
１３６は邪魔板。
１４０は固体減速材棒。
１４１は太径被覆管。
１４７は固体減速材。
１５０は保護板。
２００は加熱用線束。
２４０は十字型固体減速材板。
【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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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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