(57)【要約】      （修正有）【課題】経済性が高く、即発臨界になり難くして安全性を高めた原子炉の核燃料集合体を提供する。【解決手段】核燃料ペレット４４の中心に三フッ化ネプツニウム(NｐF３)を装荷する。Ｎｐが中性子を吸収して変換した238Puはα線を放出する。Ｆはα線と反応すると中性子を発生する。強力な外部中性子源のある未臨界炉は現行原子炉並の出力を発生する。【選択図】図５
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
核燃料物質を内蔵せる核燃料集合体において、核燃料ペレット（４４）の中心に三フッ化ネプツニウム(NｐF３)またはネプツニウムとベリリウムの化合物（NpBe13）を装荷した准外部中性子源入り核燃料棒（１３１）からなることを特徴とする准外部中性子源入り核燃料集合体（１３０）。
【請求項２】
核燃料物質を内蔵せる核燃料集合体において核燃料棒の数本をNｐF３またはNpBe13だけを充填せる准外部中性子源棒（２３１）としたことを特徴とせる局所准外部中性子源核燃料集合体（２３０）。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉に装荷せる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おける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２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。
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。
図３は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４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。
【特許文献１】：昭61-37591、「核燃料集合体」。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００３】
原子力発電所が多くなり、より一層の安全性が求められている。沸騰水型原子炉では冷却材喪失事故（LOCA）時にも炉心下部に大量の水を擁している為蒸発した蒸気による長時間の炉心冷却が期待できるのは元より、最近の沸騰水型原子炉はインターナルポンプの採用や緊急時炉心冷却システム（ECCS）の改良強化により冷却材喪失事故（LOCA）が生じ難くなっている。制御棒（２２）の駆動方式に関しては電動式により上下に微小な動きにより実効増倍係数（keff）の微調整が可能となり、出力が緩やかに調節できるため核燃料棒の健全性が高まっている。
したがって、急激な反応度事故への対策が十分に図れれば安全性が格段に増す。特に、急激な出力上昇により爆発的な原子炉崩壊の恐れを少なくするために原子炉の炉心を即発臨界になり難くすればよい。
【課題を解決するための手段】
【０００４】
図５は本発明の准外部中性子源入り核燃料棒（１３１）の概観図である。核燃料棒に内蔵せる核燃料ペレット（４４）の中心にネプツニウム（Np）とフッ素（F）の化合物である三フッ化ネプツニウム(NｐF３)（１４４）を装荷した。
図６は准外部中性子源入り核燃料棒（１３１）からなる本発明の准外部中性子源入り核燃料集合体（１３０）と従来の制御棒（２２）とからなる炉心平面の部分図である。
なお、NpF3の融点は絶対温度で約１６００Kであるが、自分自身の核分裂作用は弱いため高温になりにくい。図５では核燃料ペレット（４４）の中心にNｐF３を装荷したが、核燃料ペレット（４４）の外周部に装荷した場合には沸騰水型原子炉の冷却水温度は５６０Kであるから全く問題にならない。
【発明の効果】
【０００５】
一般に、原子炉は臨界状態で運転される。しかし、臨界未満の炉心でも発生する中性子の総数は外部中性子源からの中性子に比例して多くなるため、本発明の准外部中性子源入り核燃料集合体（１３０）からなる炉心では臨界未満であっても大きな出力を得ることができる。
強力な外部中性子源の補助の元ではｋeffが１．０よりも小さい臨界未満でも所用の出力を得ることができるため、装荷せる核分裂性物質も少なくてすみ経済性も高い。核分裂性物質が少ないと転換比も向上し運転期間を延長することもできる。更に、反応を制御する制御棒の能力が低くても済むため安全性と経済性が高い。
通常時出力運転でも臨界未満であるため、反応度変動を小さくすれば即発臨界になりにくくなり、爆発的事故を起こし難い。したがって、環境への放射能放出が極めて少なく、原子炉の基数が増えても環境を汚染する割合が十分小さい。
燃焼末期の燃料では、核分裂生成物やプルトニウムからの崩壊熱が約２０％あるから核分裂による発熱は所要の８０％程度でよいが、その上本発明では外部中性子源による中性子の補填を受けるため出力ミスマッチは非常に小さなものとなり核燃料棒に対する安全余裕が増加する。燃焼期間も長くなるため経済性がます。
本発明の准外部中性子源入り核燃料集合体（１３１）は、成型加工時には中性子の発生が殆どないため従来と同等の中性子遮蔽および臨界管理を実施すればよい。
【発明を実施するための最良の形態】
【０００６】
急激な出力上昇により爆発的な原子炉崩壊の恐れを少なくするために原子炉の炉心を即発臨界になり難くい炉心を提供した。
【実施例１】
【０００７】
NｐF３は中性子もアルファ線（α線）も放出しないが運転が続くにつれてNｐF３のネプツニウム（Np）が中性子を吸収してプルトニウム２３８（238Pu）に変換されていく。238Puはα線を多量に放出する。NｐF３のフッ素（F）はα線と反応すると中性子を放出する。NｐF３は燃焼により外部中性子源になるため准外部中性子源と呼ぶことにした。
原子炉を出力運転し続けるためには原則として原子炉は臨界でなければならない。しかし、外部中性子源があれば原子炉が臨界未満であっても原子炉を出力運転し続けることは可能である。以下にその仕組みを説明する。
【０００８】
式１
N  =  S×keff×L  /（１−keff ）
【０００９】
上記の数式１において、Nは炉心中の全中性子数（単位：中性子数/sec）、keffは実効増倍係数で１．０未満、Sは炉心中の全外部中性子源（単位：中性子数/sec）、Lは平均中性子寿命（単位：sec）である。
【００１０】
式２
Φ＝  N×ｖ  /  Ｖ
【００１１】
上記の数式２において、Φは中性子束（単位：数/(sec・ｃｍ2）)、Nは炉心中の全中性子数（単位：中性子数/sec）、ｖは炉心内の中性子平均速度（単位：ｃｍ/sec）、Ｖは炉心全体積（単位：ｃｍ3）である。
【００１２】
現行沸騰水型原子炉並みの出力を得るためには、Φは１０の１３乗程度である。可能な限りSを大きくしてｋeffを１．０に近づければΦを１０の１３乗程度にできる。
原子炉一般において、ｋeffは小さい程安全性が高い。大きなSの補助の元ではｋeffが１．０よりも小さい臨界未満で現行沸騰水型原子炉並みの出力を得ることができる。
運転を続けるにつれて238Puが増加するためｋeffの小さくなる燃焼末期においてSが大きくなるためΦへの寄与が大きくなる。更に、238Puは239Pu程ではないがウラン２３８（238U）やNpよりも核分裂する割合が高い。
Fはα線により中性子を放出することの他に、軽いために中性子速度を減速させる作用がある。したがって、ボイド反応度係数が若干正になり易い場合にもボイド割合が急に増加するような事故が生じても炉心内の速い中性子の割合が急に増加するのを緩和する作用があるため、燃料棒温度を過度に上昇させる事故を緩和する。プルトニウムを有効に燃焼させるために、核燃料ペレット（４４）としてＭＯＸを使った稠密格子の核燃料集合体はボイド反応度係数が小さく時には正になることもあるため特に有効である。
０．００００１程度の微妙なkeff調節には、炉心の最外側の制御棒（２２）を電動により微細に調節することができる。その他、原子炉起動時に挿入されて運転時には炉心の下に引き抜かれる外部中性子源入り棒を出力運転中に炉心に出し入れすることによりkeffを変えることなく出力調節に利用できる。また、制御棒（２２）の数本に中性子吸収物質を装荷する代わりにNpF3を装荷すると運転期間に連れて強くなる外部中性子源となり、keffを変えることなく出力調節に利用できる。
【実施例２】
【００１３】
図７は、核燃料集合体に装荷せる核燃料棒（３１）の数本を三フッ化ネプツニウム(NｐF３)だけを充填せる准外部中性子源棒（２３１）とした局所准外部中性子源核燃料集合体（２３０）と従来の制御棒（２２）とからなる炉心平面の部分図である。
製造並びに再処理において核燃料棒（３１）と准外部中性子源棒（２３１）を別々に取り扱うことができ易くなり、放射線遮蔽管理が容易になりコスト低下を図ることができる。
【実施例３】
【００１４】
ネプツニウム（Np）とベリリウム（Be）の化合物（NpBe13）をNｐF３の代わりに、核燃料ペレット（４４）の中心または外周に装荷すると、少ないNpでも強力な外部中性子源となる。Npから変換した238Puの周りを１３個のBeが取り囲むようになっているため、238Puから放出されるα線は効率よく中性子を発生させることができる。更に、Beは高速ガンマ（γ）線と反応すると中性子を放出するため燃焼初期で238Puが蓄積されていなくても強力な外部中性子源になる。
【産業上の利用可能性】
【００１５】
現行沸騰水型原子炉の原子炉を変更することなく、核燃料集合体の若干の変更により、処分し難いネプツニウムを有効に利用できる。
【図面の簡単な説明】
【００１６】
【図１】従来の核燃料集合体（３０）の概観斜視図。
【図２】従来の核燃料棒（３１）の概観図。
【図３】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４】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５】本発明の准外部中性子源入り核燃料棒（１３１）の概観図。
【図６】本発明の准外部中性子源入り核燃料集合体（１３０）と制御棒（２２）とからなる炉心平面の部分図。
【図７】本発明の局所准外部中性子源核燃料集合体（２３０）と制御棒（２２）とからなる炉心平面の部分図。
【符号の説明】
【００１７】
２０は漏洩水流路。
２２は制御棒。
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。
１３０は准外部中性子源入り核燃料集合体。
１３１は准外部中性子源入り核燃料棒。
１４４は三フッ化ネプツニウム（ＮｐＦ3）
２３０は局所准外部中性子源核燃料集合体。
２３１は准外部中性子源棒。
【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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