(57)【要約】      （修正有）【課題】沸騰水型原子炉のプルサーマル炉からの使用済みMOX核燃料を安全性を損なうことなく効率よく燃焼させる。【解決手段】プルサーマル炉からのプルトニウムとネプツニウムを核燃料とし、アルミナまたは炭化珪素のセラミック繊維１４１２を埋め込んだステンレス製の耐熱被覆管１４１からなる劣化MOX核燃料棒１３１を穴あき耐熱チャンネルボックスに装荷したことを特徴とする劣化MOX核燃料集合体と炭化硼素（B4C）等の焼結ペレットを耐熱被覆管１４１に装荷した耐熱制御棒からなる炉心を内蔵せる圧力容器内の冷却材圧力を７０気圧以下とし、シュラウド内冷却材圧力を４０気圧以下とし、シュラウド内上部を過熱蒸気としたことを特徴とする低圧過熱蒸気沸騰水型原子炉。【選択図】図６
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
上部にはネプツニウム（Np）の酸化物である酸化ネプツニウム（NpO2）を５０重量％以上とし残りがプルサーマル炉での使用済みMOX核燃料から核分裂生成物を除去しただけの劣化MOXからなるNp劣化MOX核燃料ペレット（１０１）を装荷し、中部には劣化MOXからなる劣化MOX核燃料ペレット（１０２）を装荷し、下部には劣化Puの酸化物富化度が１１重量％を上限とした劣化Pu高富化度MOX核燃料ペレット（１０３）を装荷した、アルミナまたは炭化珪素のセラミック繊維（１４１２）を埋め込んだステンレス製の外側被覆管（１４１１）と内側被覆管（１４１３）の3層構造をしている耐熱被覆管（１４１）からなる劣化MOX核燃料棒（１３１）の間隙を０．１ｃｍ〜０．２ｃｍに多数本束ね、耐熱制御棒（１２２）と反対方向の漏洩材通路（２０）を狭くして広げたる穴あき耐熱チャンネルボックス（１３５）に装荷したことを特徴とする劣化MOX核燃料集合体（１３０）。
【請求項２】
請求項１における劣化MOX核燃料集合体（１３０）と炭化硼素（B4C）または硼素とユーロピウムの化合物（EuB6）または酸化ユーロピウム（Eu2O3）の焼結ペレットを耐熱被覆管（１４１）に装荷した耐熱制御棒（１２２）からなる炉心を内蔵せるシュラウド（１８）内上部を過熱蒸気とし、圧力容器（１０）内の冷却材圧力を７０気圧以下としたことを特徴とする低圧過熱蒸気沸騰水型原子炉（３０１）。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、沸騰水型原子炉並びに炉心に装荷せる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（１）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）に未飽和水が流入し、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材通路（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）からタービンへ蒸気が出て行く。
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で約摂氏２８６度である。
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（U）とプルトニウム（Pu）の混合酸化物からなる。近年、余剰のプルトニウムをMOXにして燃焼させてしまおうとしている。所謂プルサーマル炉の核燃料として使われようとしている。
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）の間の漏洩材通路（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）の間の漏洩材通路（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材通路（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、漏洩材通路（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材通路（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循環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】
減速材である水が多いプルサーマル炉ではプルトニウムの燃焼効率が悪い。プルサーマル炉で燃焼させた場合の取り出しプルトニウムの組成は核分裂し難いプルトニウム２４０（240Pu）やプルトニウム２４２（242Pu）の割合が多くなり核分裂し難くなるため、プルトニウムを何度も再処理して使用を繰り返すのは困難である。劣化プルトニウム（劣化Pu）となる。したがって、プルサーマル炉における使用済みMOX核燃料から核分裂生成物を除去しただけの核燃料組成は劣化MOXと呼べる。
減速材である水が少ない程またプルトニウムの混合割合が高くなる程高速中性子割合が多くなりプルトニウムの核分裂効率がよくなるため、MOX燃料の燃焼効率が上がる。特に、240Puや242Puも核分裂に寄与できるようになる。しかし、冷却材でもある水が急に減少すると減速材である液体の水の割合が急に減少し中性子が減速されなくなるため高速中性子割合が急に多くなるためプルトニウムの核分裂が急に活発になり発熱が高まり出力が急上昇する。出力の急上昇により蒸気割合が急に多くなり高速中性子割合が更に多くなり出力が益々増加する。核燃料棒を破損させる恐れがある。
劣化Puを組成とした劣化MOX核燃料の燃焼効率を高めてかつ、冷却材でもある水が急に減少しても出力が益々増加することなく核燃料棒を健全に保つ沸騰水型原子炉としたい。
【課題を解決するための手段】
【０００４】
図６は本発明の劣化MOX核燃料棒（１３１）の概観図である。主冷却材通路（３６）に過熱蒸気が流れる上部にはネプツニウム（Np）の酸化物である酸化ネプツニウム（NpO2）を５０重量％以上とし残りがプルサーマル炉での使用済み核燃料から核分裂生成物を除去しただけの劣化Puとウラニウム（U）の混合酸化物である劣化MOXからなるNp劣化MOX核燃料ペレット（１０１）を装荷する。蒸気割合が比較的高い中部には劣化MOXからなる劣化MOX核燃料ペレット（１０２）を装荷する。蒸気割合が低い下部には劣化Puの酸化物富化度が１１重量％を上限とした劣化Pu高富化度MOX核燃料ペレット（１０３）を装荷する。耐熱被覆管（１４１）はアルミナや炭化珪素のセラミック繊維（１４１２）を埋め込んだステンレス製の外側被覆管（１４１１）と内側被覆管（１４１３）の3層構造をしている。なお、内側被覆管（１４１３）についてはモリブデン薄膜とすると高温性能が向上する。
図７は本発明の劣化MOX核燃料集合体（１３０）と本発明の耐熱制御棒（１２２）とからなる炉心平面の部分図である。劣化MOX核燃料棒（１３１）を装荷せる劣化MOX核燃料集合体（１３０）は、穴あき耐熱チャンネルボックス（１３５）を耐熱制御棒（１２２）と反対方向に広げ漏洩材通路（２０）を狭くし減速材たる水の領域を狭め更に、核燃料棒間隙を０．１ｃｍ〜０．２ｃｍに稠密に配列して劣化MOX核燃料棒（１３１）を多数本装荷できるようにした。劣化MOX核燃料集合体（１３０）の概観斜視図は図２と変わるところは殆どないが、核燃料棒（３１）が劣化MOX核燃料棒（１３１）に代わり狭い間隙で多数本配列されている。チャンネルボックス（３５）はステンレス製の耐熱材とし漏洩材通路（２０）と主冷却材通路（３６）とが連結され冷却水または蒸気が行き来できるように穴が開けてある。耐熱制御棒（１２２）は炭化硼素（B4C）または硼素とユーロピウムの化合物（EuB6）または酸化ユーロピウム（Eu2O3）の焼結ペレットを耐熱被覆管（１４１）に装荷した。
図8は本発明の劣化MOX核燃料集合体（１３０）と耐熱制御棒（１２２）を装荷した低圧過熱蒸気沸騰水型原子炉（３０１）である。圧力容器（１０）は従来のままとする。圧力容器（１０）内の冷却材圧力を４０気圧程度とする。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、シュラウド覆い（１１８）と多数本の硼素またはB4C入りステンレス線をステンレス製の網篭に入れた加熱用線束（２００）を設置した。
MOX核燃料集合体（１３０）上端から過熱蒸気単相流が点線開き矢印方向に流れ、漏洩材通路（２０）の上端からも過熱蒸気単相流が点線開き矢印方向に流れ、混合領域（１９）で合流して加熱用線束（２００）を通過し過熱蒸気内管（１１５）を通りタービンへ出て行く。
加熱用線束（２００）の硼素を含む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。
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）を通って圧力容器（１０）外に出て、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。
炉心への水の流入量はタービンへ出て行く過熱蒸気流量と同じである貫流とする。
圧力容器（１０）壁とシュラウド（１８）の間のシュラウド外水（１６）は高温となるシュラウド（１８）と圧力容器（１０）の健全性を損なうことがないように冷却する働きをする。
なお、過熱蒸気内管（１１５）からタービンへ過熱蒸気が出て行く間に熱電半導体を介在させ１０％程度の発電をさせれば発電効率が向上する。
なお、劣化MOXの代わりに通常のMOXを使っても燃焼効率が損なわれることはない。
【発明の効果】
【０００５】
劣化MOXが今後大量に発生してくると予想されるため劣化MOXは資源と見なせる。また、今迄のウラン２３５（２３５U）濃縮核燃料の燃焼により発生した処分し難いNpも大量にあるため資源とみなせる。処分や管理に厄介であった物質であるから安価もしくは処分費が不要となるため核燃料費が大幅に軽減される。
高温過熱蒸気が低圧であるため、構造物の健全性を損なうことなく発電効率を高めるため発電コストを低減することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【０００６】
劣化Puを組成とした劣化MOX核燃料の燃焼効率を高めてかつ、冷却材でもある水が急に減少しても出力が益々増加することなく核燃料棒を健全に保つ沸騰水型原子炉が提供できた。
【実施例１】
【０００７】
ネプツニウム（Np）は核分裂作用の低い物質であるが、高速中性子とはプルトニウム２３９（２３９Pu）程度の核分裂をする。NpO２からなる核燃料棒が７０気圧での飽和蒸気１００％の中にある場合には無限増倍係数（ｋ∞）が１．２にもなる。本発明の劣化MOX核燃料棒（１３１）において、過熱蒸気が流れる上部のNp劣化MOX核燃料ペレット（１０１）ではｋ∞を１．０以上にすることができる。通常運転時が過熱蒸気であるため万一冷却材流量が減少しても蒸気割合の増加は少なく反応度の急上昇は殆どなく安全性に問題がない。
蒸気割合が高く熱除去が悪くかつ中性子束も高い中部では、劣化MOX核燃料ペレット（１０２）を装荷することにより出力が高くなるのを抑制して核燃料棒の健全性を図った。核燃料の大半はウラン２３８（２３８U）であるため万一冷却材流量が減少して蒸気割合が増加しても反応度は減少するため安全性に問題がない。
蒸気割合が低く熱除去が良くかつ中性子束も低い下部では劣化Pu高富化度MOX核燃料ペレット（１０３）を装荷することにより出力を高くするようにした。万一冷却材流量が減少して蒸気割合が増加しても劣化Pu酸化物の富化度が１１重量％以下なら反応度が急激に上昇することはないため安全性に問題がない。
耐熱被覆管（１４１）はセラミック繊維で補強されているため、万一核燃料棒が高温になっても酸化物核燃料ペレットが崩れ落ちないように保つことができる。
劣化MOX核燃料集合体（１３０）は劣化MOX核燃料棒（１３１）を稠密に配列して多数本にしたため単位長さ当たりの出力が抑制され、かつ被覆管の高温強度が増しているため高温過熱蒸気に対して耐久性がある。
万一耐熱被覆管（１４１）が破損し劣化MOX核燃料棒（１３１）が崩れ主冷却材通路（３６）が狭まったとしても穴あきチャンネルボックス（１３５）の穴を通って漏洩冷却材通路（２０）から冷却材が供給されるため劣化MOX核燃料集合体（１３０）の大きな破損には至らない。
耐熱制御棒（１２２）のB４C等の焼結ペレットの融点は摂氏２０００度程度であるためセラミック繊維で補強された耐熱被覆管（１４１）により形状を保ち中性子吸収機能を長時間保つことができる。
劣化MOXは崩壊熱が比較的高いため、核分裂生成物の崩壊熱と相俟って所要の出力の２０％程度を担っている。したがって、核分裂による出力は８０％程度で済むため出力分布は平坦化され局所的核燃料棒の破損は少なくなる。
摂氏６００度程度の高温過熱蒸気も可能である本発明の原子炉（３０１）の発電効率は４０％にもなるため、核分裂による出力は更に低くてもよくなる。
本発明の原子炉（３０１）の圧力は約４０気圧であるため、過熱蒸気が高温であっても構造物や配管の強度上の問題は軽減される。
主蒸気隔離弁（MSIV）の緊急閉鎖作動を緩慢閉鎖にし、かつバイパス弁緊急作動により蒸気１００％をタービン復水器にバイパスすれば炉心を１時間程度健全に保ち続けることができる。１時間程度冷却が続けば事象への対応も進み核燃料棒の大きな破損が免れる。
なお、Npが資源的に不足した場合は、アメリシウムや劣化Pu低富化度MOXを利用すればよい。
【実施例２】
【０００８】
図９は本発明の超低圧過熱蒸気沸騰水型原子炉（４０１）の概観図である。シュラウド（１８）の内側の圧力を５気圧程度にした高温過熱蒸気を蒸気発生器に送り、原子炉への戻り蒸気を７気圧程度にコンプレッサーで昇圧し戻り蒸気管（４１７）から温度の下がった過熱蒸気を原子炉に戻せば、圧力容器（１０）の内側の圧力を７気圧程度に抑制することができる。シュラウド（１８）と圧力容器（１０）との間の低温過熱蒸気は低温過熱蒸気外管（４１４）を通ってタービンへ行く。タービンからの水は戻り蒸気管（４１７）に合流して原子炉に戻る。安全性が高まる。
【産業上の利用可能性】
【０００９】
MOX燃料を熱中性子利用の従来と同じ核燃料集合体（３０）に充填して燃焼させるプルサーマル炉が計画されている。本発明によりプルサーマル炉からの取り出し核燃料を再利用し続けられる可能性が高まったためプルサーマル炉の開発が促進され、並びに利用の進んだ従来型沸騰水型原子炉を本発明の原子炉への改造が進展する。
【図面の簡単な説明】
【００１０】
【図１】従来の沸騰水型原子炉（１）の圧力容器（１０）内の概観図。
【図２】従来の沸騰水型原子炉（１）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】本発明の劣化MOX核燃料棒（１３１）の概観図。
【図７】本発明の劣化MOX核燃料集合体（１３０）と耐熱制御棒（１２２）とからなる炉心平面の部分図。
【図８】本発明の低圧過熱蒸気沸騰水型原子炉（３０１）の圧力容器（１０）内の概観図。
【図９】本発明の超低圧過熱蒸気沸騰水型原子炉（４０１）の圧力容器（１０）内の概観図。
【符号の説明】
【００１１】
１は従来の沸騰水型原子炉概観図。
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は漏洩材通路。
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。
１０１はNｐ劣化MOX核燃料ペレット。
１０２は劣化MOX核燃料ペレット。
１０３は劣化Pu高富化度MOX核燃料ペレット。
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。
１２２は耐熱制御棒。
１３０は劣化MOX核燃料集合体。
１３１は劣化MOX核燃料棒。
１３５は穴あき耐熱チャンネルボックス。
１４１は耐熱被覆管。
３０１は本発明の低圧過熱蒸気沸騰水型原子炉概観図。
４０１は本発明の超低圧過熱蒸気沸騰水型原子炉概観図。
４１４は低温過熱蒸気外管。
４１７は戻り蒸気管。
１４１１は外側被覆管。
１４１２はセラミック繊維。
１４１３は内側被覆管。
【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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