(57)【要約】      （修正有）【課題】プルトニウム燃料を繰り返し再処理すると、核分裂し難く中性子を強く捕獲するプルトニウム２４２成分が多くなり、廃棄級プルトニウムとなる。一方、再処理からはアメリシウムが残渣として分離される。これらの保管管理コストを低減する。【解決手段】従来の核燃料棒３１の上下端に中性子源ペレット１４６と、下端にステンレスウール１４７を装荷して中性子源付核燃料棒１３１とする。中性子源ペレットは共に約0.1mmの円盤状の酸化アメリシウム１５１と酸化ベリリウム１５３の間にビスマス等の低融点金属１５２を介在させ圧縮積層化した。中性子源付核燃料棒を束ねて中性子源付核燃料集合体となし、運転中の高温により低融点金属はステンレスウールに溶け落ち、酸化アメリシウムと酸化ベリリウムとが直接接触しアメリシウムのアルファ線の照射を受けてベリリウムが高速中性子を発生し、プルトニウム２４２をプルトニウム２３９並に核分裂させる。【選択図】    図５
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
沸騰水型原子炉の核燃料物質を内包する核燃料棒において、核燃料棒（３１）の上下端近辺の核燃料ペレット（４４）を中性子源ペレット（１４６）にし、最下端にはステンレスウール（１４７）を詰めたことを特徴とする中性子源付核燃料棒（１３１）。
【請求項２】
請求項１における中性子源付核燃料棒（１３１）に装荷せる中性子源ペレット（１４６）において、円盤状の焼結酸化アメリシウム（１５１）と円盤状の焼結酸化ベリリウム（１５３）とそれ等の間に円盤状のビスマスまたは鉛と言った低融点金属（１５２）またはその合金を介在させて圧縮積層化したことを特徴とする。
【請求項３】
請求項１における中性子源付核燃料棒（１３１）を束ねたことを特徴とする中性子源付核燃料集合体。
【請求項４】
核燃料集合体（３０）を構成する核燃料棒（３１）に内包せる核燃料ペレットにおいて、外側を外側酸化アメリシウム（４４１）とし内側を内側廃棄級プルトニウムＭＯＸ（４４２）としたことを特徴とする焼結二重ペレット（４４４）。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は特に沸騰水型原子炉の核燃料集合体に関する。特に、プルトニウムの有効利用ができる核燃料集合体である。
【０００２】
【従来の技術】
図１は核燃料物質を内包する沸騰水型原子炉の従来の核燃料集合体（３０）を示す概略斜視図である。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燃料棒間の間隔を規制する数個のスペーサ（３４）と、これ等を覆うチャンネルボックス（３５）とから構成される。
核燃料棒（３１）は図２に示すように例えばジルカロイー２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の核燃料ペレット（４４）と、核燃料ペレット（４４）の最上面と上部端栓（４２）との間に介在するスプリング（４５）とから構成されている。図３は核燃料棒（３１）の断面図である。図４は核燃料ペレット（４４）の概略斜視図である。直径約８ｍｍ長さ約１０ｍｍ  のＭＯＸと呼ばれるウラニウムとプルトニウムの混合酸化物を焼結した核燃料物質である。
【０００３】
【発明が解決しょうとする課題】
原子炉を運転し核燃料集合体（３０）を燃焼させると、親物質であるウラン２３８は中性子を捕獲すると核分裂し易いプルトニウム２３９になり、プルトニウム２３９は中性子を捕獲すると核分裂し難いプルトニウム２４０になり、プルトニウム２４０は中性子を捕獲すると核分裂し易いプルトニウム２４１になり、プルトニウム２４１は自然崩壊して核分裂し難いが中性子を強く捕獲するアメリシウム２４１になるか中性子を捕獲すると核分裂し難いが速度の遅い中性子を強く捕獲するプルトニウム２４２になり、プルトニウム２４２は中性子を捕獲すると核分裂を殆どしない比較的安定なアメリシウム２４３になる。
核分裂し難いが速度の遅い中性子を強く捕獲するアメリシウム２４１や核分裂を殆どしない比較的安定なアメリシウム２４３は再処理の過程で比較的容易に分離できるが、核分裂し難いが中性子捕獲作用の強いプルトニウム２４２は核分裂し易いプルトニウム２３９やプルトニウム２４１との分離は困難である。したがって、核燃料の再処理により繰り返しプルトニウムを使用し続けると、核分裂し難いが中性子捕獲作用の強いプルトニウム２４２の割合は増加し続け質の悪い、謂わば、廃棄級プルトニウムとなる。再処理を繰り返してプルトニウムを使用し続けるのは難かしい。廃棄級プルトニウムを使用せずに保管管理するには費用がかかる。その結果、発電コスト上昇の一因ともなる。なお、分離したアメリシウムも保管管理する必要があり発電コスト上昇の一因ともなる。
核燃料集合体（３０）の出力は、高さ中央付近が最大で上下端近辺ではゼロに近い。中性子割合が上下端近辺では漏洩のためゼロに近いからである。したがって、上下端近辺の出力を高めるためにＭＯＸに核分裂し易いプルトニウムを多く混合しても効果は上がらない。上下端近辺のプルトニウムは無駄になるだけである。
沸騰水型原子炉では、炉心の下から液体の水が入ってきて、上に行くに従い核燃料棒からの熱を吸収して水は蒸気に変わっていく。核燃料集合体（３０）の中程の高さでは核分裂で生じた高速中性子は水による減速作用を受け難くなり速さが遅くならない。下端近辺では液体の水が多く、上端近辺でもその上は水と蒸気との二相流で満たされているため、核燃料棒（３１）の上下端近辺では核分裂で生じた高速中性子は水による減速作用を受けて速さが遅くなる。炉心上下端近辺のプルトニウムは速度の遅い中性子を吸収してアメリシウム２４３を多く生成することになる。
【０００４】
【課題を解決するための手段】
図５は本発明の中性子源付核燃料棒（１３１）の概略斜視図である。核燃料棒（３１）の上下端近辺の核燃料ペレット（４４）を中性子源ペレット（１４６）にし、最下端にはステンレスウール（１４７）を詰めたことを特徴とする。図６は本発明の中性子源ペレット（１４６）の構成を示す概略斜視図である。中性子源ペレット（１４６）は厚さ約０．１ｍｍの円盤状の焼結酸化アメリシウム（１５１）と厚さ約０．１ｍｍの円盤状の焼結酸化ベリリウム（１５３）とそれ等の間に厚さ約０．１ｍｍの円盤状のビスマスまたは鉛と言った低融点金属（１５２）またはその合金を介在させて圧縮積層化したものである。
本発明の中性子源付核燃料棒（１３１）を束ねて中性子源付核燃料集合体となす。
なお、アメリシウムは、アメリシウム２４１の割合がアメリシウム２４３よりも多い再処理回数の少ない核燃料から分離したものがよい。
【０００５】
【発明の実施の形態】
アメリシウム２４１は約５．５ＭｅＶのアルファ線を放出して自然崩壊する。なお、アメリシウム２４３もアルファ線を放出して自然崩壊するが放出割合が非常に少ない。アルファ線は固体物質の中では約０．１ｍｍ位しか透過できない。したがって、焼結酸化アメリシウムの厚さを０．１ｍｍ以上にしても焼結酸化アメリシウムの外には出て行かないため焼結酸化アメリシウムの中を発熱させるだけである。
ベリリウムはアルファ線の照射を受けると約４．５ＭｅＶの中性子を発生する。焼結酸化ベリリウムの厚さも焼結酸化アメリシウムと同様に０．１ｍｍ程度である。
焼結酸化アメリシウムと焼結酸化ベリリウムとを製造段階で直接接触させると中性子を発生するため、製造時に人体が中性子の照射を受けないように管理するのが大変である。そこで、焼結酸化アメリシウムと焼結酸化ベリリウムとの間にビスマスとか鉛のような物質を０．１ｍｍ程度介在させることにより、アメリシウムからのアルファ線はベリリウムに到達できにくくなり、中性子の発生が抑制される。
中性子源付核燃料集合体を炉心で運転すると、沸騰水型原子炉の冷却材温度は約２８６度Ｃであるから、中性子源付核燃料棒（１３１）の中の温度はアメリシウムの崩壊熱も加わるため２８６度Ｃ以上の３５０度Ｃにもなりうる。融点２７１度Ｃのビスマスとか融点３２７度Ｃの鉛は溶けて、中性子源付核燃料棒（１３１）下端のステンレスウール（１４７）の中に溶け落ちる。すると、焼結酸化アメリシウムと焼結酸化ベリリウムとは直接接触することになり、ベリリウムはアメリシウム２４１からのアルファ線の照射を受けるため中性子を発生する。
ベリリウムから発生した４．５ＭｅＶの速度の速い中性子は、物質透過作用が強く１０ｃｍ以上も透過する。したがって、中性子源ペレット（１４６）近辺のＭＯＸに到達し核分裂に寄与し、端部近辺のＭＯＸの出力が高まる。なお、１．０ＭｅＶ以上の速度の速い中性子はプルトニウム２４２をプルトニウム２３９と同程度に核分裂させるため出力増加に寄与すると共に、遅い中性子ではないためプルトニウム２４２はアメリシウム２４３になり難くアメリシウム２４３の発生を抑制できる。
その他、中性子源ペレット（１４６）中のアメリシウム２４１が遅い中性子を捕獲したアメリシウム２４２は核分裂がプルトニウム２３９以上に活発であるため出力増加に寄与する。
また、下部の中性子源ペレット（１４６）はアメリシウム２４１の崩壊熱やアメリシウム２４２の核分裂による発熱があるため炉心下部からの冷却水（３７）を蒸気にする。したがって、下部の中性子源ペレット（１４６）のすぐ上にあるＭＯＸの周囲の冷却材も比較的蒸気が多いため核分裂で発生した高速中性子は速さが減速され難いため、プルトニウム２４２は核分裂しかつアメリシウム２４３になる割合も抑制される。
なお、酸化アメリシウム（１５１）または酸化ベリリウム（１５３）を多孔質とすることにより、高温の原子炉運転時に溶けた低融点金属（１５２）を多孔質内に内蔵させることができる。
更に、上部の中性子源ペレット（１４６）において、低融点金属（１５２）を沃素または燐または水銀または砒素といった低沸点金属または低昇華点金属にすれば、それ等低沸点金属または低昇華点金属は運転時に気体となって中性子源付核燃料棒（１３１）の上部のスプルング（４５）領域に移行する。
【０００６】
【発明の効果】
使用済み核燃料集合体からの核燃料を再処理後に分離保管するしかなかったアメリシウム２４１は有効に利用される。
分離困難な核分裂し難いプルトニウム２４２の生成は抑制され、したがって、再処理されたプルトニウムの中にプルトニウム２４２の含有量が少なくなるため、再処理を来り返しても核分裂性能の低下を招くことなく再処理回数を多くすることができる。廃棄級プルトニウムの量を減らすことができるため長期保管管理が軽減され強いては発電コストの低減をもたらす。
プルトニウム２４２が遅い中性子を捕獲して生成されるアメリシウム２４３の生成も抑制されるため、弱いながらも放射性物質であるアメリシウム２４３の長期保管管理量が軽減され強いては発電コストの低減をもたらす。
なお、再処理を繰り返した廃棄級プルトニウムにおいて、プルトニウム成分が殆どプルトニウム２４２であったとしても、本発明の中性子源付核燃料棒（１３１）の核燃料として、図７に示すような廃棄級プルトニウムの酸化物と劣化ウランの酸化物とからなる廃棄級プルトニウムＭＯＸペレット（２４４）約２０ｃｍ置きに中性子源ペレット（１４６）を装荷した軸中性子源付核燃料棒（２３１）とすることにより、プルトニウム２４２を核分裂させて無駄なく量を減らすことができる。
軸中性子源付核燃料棒（２３１）からなる核燃料集合体は未臨界であるから核分裂はそれ程活発ではなく発熱も少ない。中性子源がなければ核分裂は停止してしまう。したがって、少ない冷却材流量で蒸気を多くしても除熱することができる。すると、核分裂で生じた高速中性子は減速されにくいため、プルトニウム２４２を核分裂させて無駄なく量を減らすことができる。中性子の多い炉心中心部に装荷すれば早く無駄なく量を減らすことができる。
本発明の軸中性子源付核燃料棒（２３１）を束ねて構成した臨界をわずかにこえる程度もしくは未臨界の核燃料集合体によって蒸気冷却またはヘリウムガス冷却炉心を構成すれば、爆発的事故に至る心配がない原子炉となる。事故が生じても通常火災におけるが如く放水により核分裂で生じた高速中性子は減速され核分裂の度合いが弱まり原子炉は停止する。
このように、余計ものであったプルトニウム２４２やアメリシウム２４３の生成は抑制され、プルトニウム２４２やアメリシウム２４１はむしろ有効に利用される。
【０００７】
【その他実施例１】
図８は外側を外側酸化アメリシウム（４４１）とし内側を内側廃棄級プルトニウムＭＯＸ（４４２）とした本発明の焼結二重ペレット（４４４）の断面図である。図９はその概略斜視図である。アメリシウム２４１はウラン２３８同様親物質とみなせる。アメリシウム２４１はウラン２３８よりも中性子を捕獲する割合が大きく、中性子を捕獲して生成されたアメリシウム２４２はプルトニウム２３９よりも活発に核分裂する。アメリシウム２４１の割合がアメリシウム２４３よりも多い再処理回数が少ない燃料からのアメリシウムが適している。
外側酸化アメリシウム（４４１）に多く含まれるアメリシウム２４１は速度の遅い中性子を捕獲する性質が強いため、冷却水（３７）で減速された速度の遅い中性子は焼結二重ペレット（４４４）の内側には殆ど入り込めない。したがって、焼結二重ペレット（４４４）の内側廃棄級プルトニウムＭＯＸ（４４２）に多く含まれるプルトニウム２４２は核分裂し、アメリシウム２４３になるものは少ない。
核燃料棒（３１）を束ねた核燃料集合体（３０）に上記焼結二重ペレット（４４４）を装填すれば、余計もののプルトニウム２４２を有効に燃焼させることができるばかりでなく、余計なアメリシウム２４３の生成を抑制できる。また、核分裂が活発な装荷したばかりの核燃料集合体においてアメリシウム２４１の強い中性子捕獲作用により核分裂は抑制され、核分裂が弱まる運転末期ではアメリシウム２４１から生成されたアメリシウム２４２が豊富になっていて核分裂を活発にするように作用するため運転期間を通じて変化が緩やかな運転をすることができる。
従来の核燃料集合体からなる炉心に本発明の核燃料集合体を定期検査の度に約１／４ずつ取り替えていくことにより、全炉心または炉心の一部を本実施例の核燃料集合体からなる炉心にすることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】沸騰水型原子炉における従来の核燃料集合体（３０）の概略斜視図。
【図２】従来の核燃料棒（３１）の概略断面図。
【図３】従来の核燃料棒（３１）の断面図。
【図４】従来の核燃料ペレット（４４）の概略斜視図。
【図５】本発明の中性子源付核燃料棒（１３１）の概略斜視図。
【図６】本発明の中性子源ペレット（１４６）の概略斜視図。
【図７】本発明の軸中性子源付核燃料棒（２３１）の概略斜視図。
【図８】本発明の焼結二重ペレット（４４４）の断面図。
【図９】本発明の焼結二重ペレット（４４４）の概略斜視図。
【符号の説明】
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
３７は冷却水
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
１３１は中性子源付核燃料棒
１４６は中性子源ペレット
１４７はステンレスウール
１５１は酸化アメリシウム
１５２は低融点金属
１５３は酸化ベリリウム
２３１は軸中性子源付核燃料棒
２４４は廃棄級プルトニウムＭＯＸペレット
４４１は酸化アメリシウム
４４２は内側廃棄級プルトニウムＭＯＸ
４４４は焼結二重ペレット
【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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