(57)【要約】      （修正有） 【課題】沸騰水型原子炉において、余剰プルトニウムを高速中性子を利用して安全性を損なうことなく効率よく燃焼させる。【解決手段】MOXペレット中に被覆膜で覆った固体減速材を下部程多く添加した平坦化核燃料棒を間隙０．１ｃｍから０．２ｃｍで配列した平坦化核燃料集合体を装荷せる炉心において、可逆ポンプモータで冷却材循環ポンプ２３を逆回転させて自然循環流量を減らした運転ができる沸騰水型原子炉。【選択図】  図１３
2005189158.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
核燃料棒に内蔵せるMOXペレットの富化度を１０重量％から１８重量％とし、MOXペレット上端から６０ｃｍ以内の上部に装荷せる上部核燃料ペレット（１０１）に被覆膜（２００）で覆った最小割合の小径固体減速材（２０１）を添加し、中部に装荷せる中部核燃料ペレット（１０２）に被覆膜（２００）で覆った中くらいの割合の中径固体減速材（２０２）を添加し、核燃料ペレット下端から６０ｃｍ以内の下部に装荷せる下部核燃料ペレット（１０３）に被覆膜（２００）で覆った最大割合の大径固体減速材（２０３）を添加した平坦化核燃料棒（１３１）の核燃料棒間隙を０．１ｃｍ〜０．２ｃｍに配列し、無限増倍率KINFのボイド依存性が、
上部において
−０．００７    ＜  KINF９０  −  KINF１００  ＜  ０．００７
−０．００７    ＜    KINF０  −  KINF９０    ＜  ０．００７
中部において
−０．００３５  ＜  KINF６０  −  KINF１００  ＜  ０．００３５
−０．００３５  ＜    KINF０  −  KINF６０    ＜  ０．００３５
下部において
−０．００７    ＜  KINF２０  −  KINF１００  ＜  ０．００７
−０．００７    ＜    KINF０  −  KINF２０    ＜  ０．００７
としたことを特徴とする平坦化核燃料集合体（１３０）。
【請求項２】
請求項１における平坦化核燃料棒（１３１）に添加せる固体減速材を理論密度に近い酸化ベリリウムとし、体積割合で上部３％、中部５％、下部１０％としたことを特徴とする平坦化核燃料集合体（１３０）。
【請求項３】
請求項１または請求項２における平坦化核燃料集合体（１３０）を装荷せる炉心からなる沸騰水型原子炉において、炉心流量上限を１００％出力での定格蒸気流量WG０の４倍とし炉心流量下限を定格蒸気流量WG０の１．１倍としたことを特徴とする沸騰水型原子炉。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、沸騰水型原子炉の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）に炉心流量（略称W）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）からタービンへ蒸気流量（略称WG）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は約摂氏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。
図６は従来の核燃料集合体（３０）の無限増倍率（略称KINF）のボイド率依存性例を示す図である。ボイド率７０％のKINFはボイド率０％のKINFより約０．０２小さくなる。ボイド係数は負であるから安全であるとされている。但し、KINFは主冷却材通路（３６）の水と制御棒（２２）が引き抜かれていてチャンネルボックス（３５）の周囲の漏洩水流路（２０）の半分の厚さの水を含めての値である。
図７は従来の原子炉出力制御線図である。冷却材循環ポンプ（２３）が停止していてもシュラウド外水（１６）とシュラウド（１８）内の二相流との水頭差により水が循環する。それが図中の自然循環線である。炉心流量Wが１００％の時出力（略称P）が１００％の定格状態へは、Wが４５％の時Pが６５％になるように制御棒制御してWを徐々に増加させて出力を１００％にもっていく。それが流量制御線である（非特許文献２）。低流量の時の炉心平均ボイド率は約５０％であり定格の時の平均ボイド率は約４０％である。ボイド率が下がることによるKINFの増加は、出力上昇に伴う核燃料棒温度上昇によるKINFの減少と相殺され臨界が保たれる。
図８は定格状態での高さ方向出力分布例であり、図9は定格状態での高さ方向ボイド率分布例である。上の方では約７０％、中程では約４０％、下の方では約１０％で炉心平均では４０％程度である。図６に見るようにKINFはボイド率が小さい程大きいため、炉心中央よりむしろボイド率の小さい炉心下方で出力は最大になる。
【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。
【非特許文献２】：電力新報社、通産省編「’７６年版  原子力発電便覧」３９０頁。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００３】
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。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。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。
MOX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。
ガス冷却炉はボイドがないため炉心制御にボイドの影響を考慮する必要がないため運転管理が容易であるとされている。沸騰水型原子炉でも無限増倍率に対するボイドの影響が小さければ運転管理が容易になろう。
【課題を解決するための手段】
【０００４】
図１０は本発明の平坦化核燃料棒（１３１）の概観図である。核燃料棒に内蔵せるMOXペレットの富化度を１０重量％から１８重量％とし、ペレット中心に炭化珪素またはモリブデンまたはステンレスの被覆膜（２００）で覆った固体減速材を下部程多くし、特に、核燃料ペレットの上端から６０ｃｍ以内の上部では上部核燃料ペレット（１０１）に最小割合の小径固体減速材（２０１）を添加し、中部の中部核燃料ペレット（１０２）には中くらいの割合の中径固体減速材（２０２）を添加し、核燃料ペレットの下端から６０ｃｍ以内の下部では下部核燃料ペレット（１０３）に最大割合の大径固体減速材（２０３）を添加する。例えば富化度が１１重量％のMOXペレットの中心に理論密度に近い酸化ベリリウムを上部核燃料ペレット（１０１）には小径固体減速材（２０１）として３体積％、中部核燃料ペレット（１０２）には中径固体減速材（２０２）として５体積％、下部核燃料ペレット（１０３）には大径固体減速材（２０３）として１０体積％添加する。
図１１は、本発明の平坦化核燃料集合体（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。図１２は制御棒（２２）が引き抜かれた運転状態における、本発明の平坦化核燃料集合体（１３０）からなる炉心平面の部分図である。
平坦化核燃料棒（１３１）を装荷せる平坦化核燃料集合体（１３０）は、チャンネルボックス（３５）を制御棒（２２）と反対方向に広げ平坦化核燃料棒（１３１）をより多く配列できるようにすると共に、漏洩水通路（２０）は狭くなり減速材たる水の領域を狭めた。更に、核燃料棒間隙を０．１ｃｍ〜０．２ｃｍに稠密にして９X９の配列とし平坦化核燃料棒（１３１）多数本装荷した。平坦化核燃料集合体（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）が平坦化核燃料棒（１３１）に代わり狭い間隙で多数本配列されている。
ボイド率０％、２０％、６０％、９０％、１００％での平坦化核燃料集合体（１３０）の無限増倍率をKINF０、KINF２０、KINF６０、KINF９０、KINF１００として
上部では、
−０．００７  ＜  KINF１００  −  KINF９０  ＜  ０．００７
−０．００７  ＜      KINF０  −  KINF９０  ＜  ０．００７
中部では、
−０．００３５  ＜  KINF１００  −  KINF６０  ＜  ０．００３５
−０．００３５  ＜      KINF０  −  KINF６０  ＜  ０．００３５
下部では、
−０．００７  ＜  KINF１００  −  KINF２０  ＜  ０．００７
−０．００７  ＜      KINF０  −  KINF２０  ＜  ０．００７
とする。
本発明の平坦化核燃料集合体（１３０）を装荷した炉心からなる沸騰水型原子炉において、炉心流量Wは１００％出力での定格蒸気流量をWG０とすると、
１．１×WG０  ＜  W  ＜  ４×WG０
となるようにする。Wの上限をWG０の４倍とし、下限はWG０の１．１倍とする。
従来の冷却材循環ポンプ（２３）の基数を減らすか小型化するかし、あるいは既設余分なポンプモータ（２４）を外すかポンプモータ（２４）への電気動力線を切断するかして冷却材循環ポンプ（２３）の全体からのWの上限をWG０の４倍以下にし、ポンプモータ（２４）を逆回転できるようにした可逆ポンプモータ（１２４）の逆回転により冷却材循環ポンプ（２３）を逆回転させ、自然循環でもWG０の２倍程度あるWの下限をWG０の１．１倍に下げた。電動絞り弁（１２５）によっても自然循環流量を制限することができる。
炉心流量を従来に比べて半減以下にできるため、定格出力運転中の炉心平均ボイド率は６０％以上となる。
図１３は可逆ポンプモータ（１２４）または電動絞り弁（１２５）を設置せる本発明の沸騰水型原子炉の圧力容器（１０）内の概観図である。
【発明の効果】
【０００５】
本発明の平坦核燃料集合体（１３０）はボイド率が変動してもKINFが大幅には変動しない特性を持っているため、機器の故障による炉心流量の変動や炉心流入水温度の変動によりボイド率が変動してもKINFの変動が少ない。したがって、機器等の故障による出力の挙動は緩やかであり対応に時間的な余裕ができるため安全性が増す。核燃料温度上昇による無限増倍率減少は従来通りであるから、核燃料棒が破損するような事態にはなり難い。また、本発明の平坦核燃料集合体は稠密で核燃料棒本数が多いため通常運転中の核燃料棒温度は低く、機器の故障により冷却材が減少しても核燃料棒温度上昇は低い。安全性が高まった。
本発明の平坦核燃料集合体（１３０）の平坦化核燃料棒（１３１）配列は稠密であるため、固体減速材を添加したとはいえ、減速材の総量は少なくなっており高速中性子割合が高い。したがって、プルトニウムは効率よく燃焼し発電コスト低減になる。
緊急時に制御棒（２２）の挿入により出力を急速に低下させる場合ボイドの消滅による無限増倍率が増加する傾向があると出力の低下速度が落ちる。本発明ではKINFの変動幅に下限を設けたことにより、ボイド消滅による実効増倍率増加が緩やかなため、制御棒の中性子吸収作用のみにより出力が急速に落ちるため安全性が高まった。
本発明の沸騰水型原子炉は冷却材循環ポンプ能力が小さいため発電コスト低減となる。
定格運転中の炉心流量を少なくして定格運転中のボイド率を高めたため、ボイド率１００％との差が小さくなり、ボイド変動による実効増倍率の影響が小さくなり、機器故障による炉心挙動は小さいものになるため安全性が高まった。
自然循環流量を減らす運転ができるため、高速中性子割合が更に高くなりプルトニウムを効率よく燃焼させることができると共に、可逆ポンプモータ（１２４）が止まっても大きな自然循環流量になり冷却能力が増すためフェイルセイフになっている。核燃料棒を稠密に配列したことにより摩擦抵抗は増大するがボイド率増加による水頭差増加に相殺されて従来並の自然循環流量が得られる。
【発明を実施するための最良の形態】
【０００６】
図１４は、本発明の沸騰水型原子炉における原子炉出力制御線図である。流量変動によりボイドが変動してもKINFが平坦化されているため曲腺の傾きは緩やかである。出力制御は主に制御棒の調節により実施される。近年の制御棒は微調整ができるため高出力での出力制御ができる。
本発明の原子炉は炉心流量Wの変動幅を１．１×WG０  ＜  W  ＜  ４×WG０に限定しているため、定格出力運転中のWがWG０の４倍の場合でもポンプが停止しても自然循環流量がWG０の2倍程度あるため炉心平均ボイド率の変化は小さい。万一自然循環がなくなっても炉心下部の液体水が蒸発して蒸気ボイドのみによる冷却は続く。核燃料棒配列を稠密にしたため核燃料棒本数が４９本から８１本（核燃料棒を細くして１１X１１配列にもできる）に増加したため核燃料棒１本当たりの出力は低下するから核燃料棒温度は低くなり、冷却不足になっても燃料破損迄余裕がある。平坦化核燃料集合体（１３０）のKINFはボイドが変動しても変動幅が小さいため炉心実効増倍率への寄与が殆ど変わらないから、溶融に至る時間迄には周囲への中性子漏洩や温度上昇による中性子吸収作用の増大により炉心実効増倍率が低下し出力が下がるため、溶融には至らない。冷却不足により核燃料棒温度が上昇すればMOX中のウラン２３８による中性子吸収作用により無限増倍率が減少し出力が低下し核燃料棒温度の上昇は止まり健全性が保たれる。仮想的に圧力容器（１０）が破損したとしても炉心周りの反射体である水もなくなるため中性子の漏洩量増加により実効増倍率が低下して出力が大きく下がるため燃料健全性が保たれる。
冷却材循環ポンプ（２３）の逆回転等により、定格出力運転中のWがWG０の１．１倍ではポンプが停止するとWはWG０の2倍程度ある自然循環になり流量が増加する。冷却能力が増加するため核燃料棒の健全性は保たれる。万一自然循環がなくなっても上述の如く溶融には至らない。なお、W下限をWG０とすると貫流となり核燃料棒上端で１００％蒸気流となってしまう。水中の不純物が被覆管（４１）に付着し蒸気流が抑制される恐れがあるためW下限をWG０の１．１倍とした。
核燃料集合体において核燃料棒間隙を狭くして稠密に配列すると、プルトニウムの中性子吸収反応が著しく弱まるが核分裂反応も弱まるため所定の出力にするためにはMOXにおけるプルトニウム富化度を上げる必要がある。一方、稠密配列で水が少なくなりかつMOXのプルトニウム富化度が上がると、核分裂が活発になるためボイドが増加する程無限増倍率は上昇する傾向になる。しかし、本発明ではMOXペレット内に固体減速材があるため、ボイドの増加による中性子減速効果が弱まっても固体減速材による減速作用があるため実効増倍率上昇は抑制される。但し、固体減速材は高速中性子を減速させるため極力少なくしたい。例えば、プルトニウム富化度が重量で１１ｗｔ％のMOXペレットの中心に理論密度に近い酸化ベリリウムを、体積で１０％添加するとKINFはボイド率が２０％から１００％において平坦化される。体積で５％添加するとKINFはボイド率が６０％から１００％において平坦化される。体積で３％添加するとKINFはボイド率が８０％から１００％において平坦化される。高速中性子の減速は固体減速材が多ければ固体減速材により決まるためボイド率が変動してもKINFの変動幅は小さいものとなる。
図１５は定格状態での高さ方向出力分布例である。ボイドが変動してもKINFが平坦化されているため分布形状は上端及び下端からの中性子漏洩を反映して中央で最大となる。図１６は定格状態での高さ方向ボイド率分布例である。Wが従来の半分以下となったため出口ボイド率が高くなる。平均ボイド率は上部では９０％、中部では６０％、下部では２０％である。
図１６に見るように上部での定格運転中での最低ボイド率は約８５％で平均的にはボイド率は約９０％と高いため中性子減速割合が低い。固体減速材の添加量は少なくても中性子減速作用は相対的に大きい。したがって、上部核燃料ペレット（１０１）には小径固体減速材（２０１）を添加した。
上部では平均的な約９０％ボイド率から１００％ボイド率になったとしても上端への中性子漏洩があるためKINFの上昇割合が０．００７以下なら実効的には実効増倍率上昇はプルトニウムの即発中性子割合β（約０．００３５）以下となり出力の急上昇がないこと、及び定格状態でも図１５に見るように出力が低いため出力上昇しても核燃料棒温度上昇は大幅とはならず核燃料棒の健全性が保たれる。逆にKINF変動幅が−２β（実効的には−β）よりも小さくなると流量が少し下がっても出力が大きく下がるため制御が困難になるため下限を設けた。
一方、冷水流入によりボイドが減少しゼロになった場合もKINF上昇が２β以下であれば実効的に実効増倍率上昇が＋β以下となり出力の上昇は緩やかなものとなり核燃料棒の健全性が保たれる。逆にKINF変動幅が−２β（実効的には−β）よりも小さくなると流入温度が少し下がっても出力が大きく下がるため制御が困難になるため下限を設けた。
中部では図１６に見るように定格運転中での平均ボイド率は約６０％と平均的であるため中性子減速割合も中間的である。したがって、中部核燃料ペレット（１０２）には中径固体減速材（２０２）を添加した。
中部では、上端下端からは遠く中性子漏洩は小さいためKINFの変動幅がほぼそのまま実効増倍率変化となる。定格運転中でのボイド率の約６０％から１００％ボイド率になった場合でもKINFの変動幅は＋β以下にする必要がある。即発臨界にならなければ出力は急上昇しない。逆にKINFの変動幅が−βよりも小さくなると流量が少し下がっても出力が大きく下がるため制御が困難になるため下限を設けた。
一方、冷水流入によりボイド率がゼロになったとしてもKINFの上昇が＋β以下であれば出力は急上昇しない。逆にKINFの変動幅が−βよりも小さくなると流入温度が少し下がっても出力が大きく下がるため制御が困難になるため下限を設けた。
下部では、図１６に見るように下部での定格運転中での最低ボイド率はゼロであるが平均的には約２０％ボイド率と低いため中性子減速割合が高い。したがって、下部核燃料ペレット（１０３）には大径固体減速材（２０３）を添加しないと効果が薄い。
下部では平均的な約２０％ボイド率から１００％ボイド率になったとしても下端への中性子漏洩があるためKINF上昇割合が０．００７以下なら実効的には実効増倍率上昇はプルトニウムの即発中性子割合β（約０．００３５）以下となり出力の急上昇がないこと、及び定格状態でも図１５に見るように出力が低いため出力上昇しても核燃料棒温度上昇は大幅とはならず核燃料棒の健全性が保たれる。逆にKINF変動幅が−２β（実効的には−β）よりも小さくなると流量が少し下がっても出力が大きく下がるため制御が困難になるため下限を設けた。
一方、冷水流入によりボイドが減少しゼロになった場合もKINF上昇が２β以下であれば実効的に実効増倍率上昇が＋β以下となり出力の上昇は緩やかなものとなり核燃料棒の健全性が保たれる。逆にKINF変動幅が−２βよりも小さくなると実効的に実効増倍率下降が−β以下となり流入温度が少し下がっても出力が大きく下がるため制御が困難になるため下限を設けた。
上部程運転中ボイド率が高いため、ボイド率１００％との差は上部では小さく下部になる程大きくなる。したがって、ボイド率の変動を緩和するための固体減速材の量は、下部程多くした。
固体減速材を炭化珪素やステンレスやモリブデンの被覆膜（２００）で覆ったのは、MOXとの化学反応による変質により脆くなって形状が大きく崩れるのを防ぐためである。形状変化が無視しうるものであれば覆いの必要はない。
固体減速材としては、ベリリウム、酸化ベリリウム、硼素１１濃縮炭化硼素、リチウム７濃縮酸化リチウム、黒鉛がよい。融点が高く、高温での強度もある。
固体減速材はMOXペレットの外周に配置してもMOXペレットに均一に添加してもよく、その他、被覆管（４１）またはチャンネルボックス（３５）にベリリウムを添加したり、被覆管（４１）に水素化ジルコニウムまたはベリリウムを内張りまたは外張りしたりしてもよい。
スペーサ（３４）を無くし、代わりに固体減速材入り格子板でピン毎に囲ってもKINFを平坦化することができる。板との接触は除熱が向上するため問題にならない。
【その他実施例１】
【０００７】
核燃料棒間隙を０．２ｃｍ以上に広くした熱中性子利用の核燃料集合体の場合は、核燃料集合体の4箇所のコーナに位置せる核燃料棒のMOXペレットにネプツニウムの酸化物を他の核燃料棒に比べて高濃度に添加すると核燃料集合体のKINFを平坦化すると共に4箇所のコーナに位置せる核燃料棒に生じる出力ピークを下げることができる。
ネプツニウムはガドリニウムや天然硼素程には熱中性子を吸収する作用が強くなく、高速の中性子に対しては著しく中性子吸収作用が弱まるため、従来の核燃料集合体に添加すれば図６に見る０％近傍のKINFを低くするがボイド率が高くなるほどKINFの低下が弱まるためKINFを平坦化することができる。また、4箇所のコーナに位置せる核燃料棒は漏洩水通路（２０）の減速材たる水に接しているため出力ピークが生じる。それをネプツニウムで抑制する。ネプツニウムは燃焼すると核分裂が活発な物質に変化するため燃焼が進んでも極端に出力が下がることがないため、他の核燃料棒が大きな出力ピークを生じるのを抑制することができる。
【産業上の利用可能性】
【０００８】
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。原子炉の更なる利用増大に対しては一層の経済性と安全性が求められる。本発明を利用すればプルトニウムを安全に効率よく燃焼させることができるため原子力発電に急速に採用されると思われる。
特に、可逆ポンプモータ（１２４）の逆回転または電磁絞り弁（１２５）により自然循環流を減少させる運転では、電気の切断は自然循環流となり流量が増加し冷却が緩やかに増加するためフェイルセイフであるため安全性が高まる。
【図面の簡単な説明】
【０００９】
【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】従来の核燃料集合体（３０）の無限増倍率KINFのボイド率依存性例。
【図７】従来の原子炉出力制御線図。
【図８】従来の定格状態での高さ方向出力分布例。
【図９】従来の定格状態での高さ方向ボイド率分布例。
【図１０】本発明の平坦化核燃料棒（１３１）の概観図。
【図１１】本発明の平坦化核燃料集合体（１３０）と制御棒（２２）とからなる炉心平面の部分図。
【図１２】制御棒（２２）が引き抜かれた運転時における、本発明の平坦化核燃料集合体（１３０）からなる炉心平面の部分図。
【図１３】本発明の沸騰水型原子炉の圧力容器（１０）内の概観図。
【図１４】本発明の原子炉出力制御線図。
【図１５】本発明の定格状態での高さ方向出力分布例。
【図１６】本発明の定格状態での高さ方向ボイド率分布例。
【符号の説明】
【００１０】
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。
１０１は上部核燃料ペレット。
１０２は中部核燃料ペレット。
１０３は下部核燃料ペレット。
１２４は可逆ポンプモータ。
１２５は電動絞り弁。
１３０は平坦化核燃料集合体。
１３１は平坦化核燃料棒。
２００は被覆膜。
２０１は小径固体減速材。
２０２は中径固体減速材。
２０３は大径固体減速材。
【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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【図１４】
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【図１５】
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【図１６】
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