(57)【要約】【課題】現在運転中のBWRの炉心を改良して高転換炉とするにあたり、ボイド反応度係数が正になるのを抑制したい。【解決手段】稠密核燃料集合体(130) の周囲にアルミ・フッ素ジルカロイ管列(200)を配置し、通常運転時には低速中性子は減速させずに冷却材流量減少事故時に高速中性子を減速させる。【選択図】図5
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
３フッ化アルミニウムとアルミナをアルミとフッ素の数密度がほぼ同じになるように充填したジルカロイ管列からなるアルミ・フッ素ジルカロイ管列(200)。 
【請求項２】
制御棒(100)の上部が３フッ化アルミニウムとアルミナをアルミとフッ素の数密度がほぼ同じになるように充填したジルカロイ管列からなる制御棒上部延長アルミ・フッ素ジルカロイ管列 (300)付き制御棒。 
【請求項３】
PMOX核燃料からなる核燃料ペレット(44)を充填した短尺太径核燃料棒(131)を稠密に配列した稠密核燃料集合体(130)と請求項1のアルミ・フッ素ジルカロイ管列(200)と請求項2の制御棒上部延長アルミ・フッ素ジルカロイ管列 (300)付き制御棒からなるボイド反応度係数正抑制物質装荷による高転換BWRの炉心。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、沸騰水型原子炉(BWR)の炉心の高転換比化に関する。
【背景技術】
【０００２】
図1は沸騰水型原子炉の炉心構造図である（非特許文献1）。核燃料物質を内包している核燃料集合体（30）（特許文献1）の下端は炉心支持板(1)に装着されている着脱可能な核燃料支持金具(2)により支持され、上端はチャンネルボックス(35)を介して上部格子板(3)にもたれかけさせている。上部格子板(3)の格子の間の４体の核燃料集合体（30）の中央には上下に動くことにより原子炉を制御する制御棒(100)がある。大半の制御棒(100)は、運転中は炉心底部に引き抜かれている。核燃料集合体（30）と制御棒(100)は数年に1度交換することを前提としているが炉心支持板(1)、上部格子板(3)の交換は容易ではないため、炉心構造の大幅な変更は難しい。チャンネルボックス(35)にはチャンネル間隙突起(36)が付いていて制御棒(100)が支障なく上下できるように間隙が確保されている。
図2は従来の核燃料棒（31）の概観図である。ジルカロイの被覆管（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、スプリング（45）と、上部プレナム(48)とからなる構造材と、被覆管（41）内に核燃料である濃縮ウランの酸化物を円柱状に焼結してなる多数個の核燃料ペレット（44）から構成されている。
スペーサ（34）が位置していない高さでの従来の核燃料集合体（30）を配置せる炉心平面図を図3に示した。原子炉では、核燃料集合体（30）は制御棒側の漏洩水通路（51）と制御棒と反対側の漏洩水通路（52）を挟んで格子状に配列されている。核燃料棒（31）の間は冷却水通路（49）となっている。中心数本の核燃料棒（31）の代わりに水棒(70)を配する場合がある。
核分裂で発生した高速中性子は水により減速され熱中性子となり、熱中性子はウラン235(U235)やプルトニウム239(Pu239)やプルトニウム241(Pu241)といった熱中性子との相互作用によって激しく核分裂を起こす核分裂性物質を核分裂させる。冷却材流量減少等によりボイド割合が増加すると高速中性子は熱中性子になりにくくなるため核分裂性物質の核分裂反応は鈍くなると共に熱中性子とならない熱外中性子はウラン238(U238)に吸収される割合が増えて核分裂反応が抑制される。ボイド割合増加による反応度の変化をボイド反応度係数と言い、負であれば反応が鈍くなり原子炉出力が低下するため安全性が高いことになる。
【特許文献１】：昭61-37591、「核燃料集合体」
【非特許文献１】：原子力安全研究協会(編)、1998年「軽水炉燃料のふるまい」。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００３】
増殖炉とは、核分裂で生じるエネルギーを利用して電気を発生させながら、転換比（核分裂性物質ではないが中性子を吸収すると核分裂性物質になる親物質から生成された核分裂性物質の数 / 消費された核分裂性物質の数）が1以上になるような原子炉である。U235やPu239やPu241は核分裂性物質であり、U238やプルトニウム240(Pu240)やプルトニウム242(Pu242)は親物質である。プルトニウムと非濃縮ウランとの混合酸化物核燃料（PMOX核燃料）は転換比が大きくなり得る核燃料である。プルトニウムは高速中性子に対して核分裂の効率が高いからである。転換比の大きい高転換炉の実現はエネルギー問題解決手段の一つである。
一般に、増殖炉では高速中性子割合を高めるために冷却材として減速作用の小さいナトリウムを用いると共に、冷却材通路を狭くして稠密に核燃料棒を配列する。稠密にすることは中性子が親物質以外に無駄に吸収されるのをも防いでいる。ただ、ウラン燃料がボイド反応度係数を負にする傾向が高いのに対して、Pu239やPu241は高速中性子に対して中性子速度が速くなるほど核分裂する割合が大きくなるため、ボイド反応度係数を正にする傾向を持っている。10ｋeV以上の中性子は親物質であるPu240やPu242も核分裂させ中性子速度が速くなるほど核分裂する割合が著しく大きくなるため、ボイド反応度係数を著しく正にする性質を持っている。ナトリウムを冷却材とする増殖炉の開発は、ナトリウムの取り扱いの難しさがあって停滞気味である。
近年、実際に運転されているBWRを若干改良するだけで増殖炉にもなろうかとする高転換炉が開発されつつある（非特許文献2）。ボイド反応度係数が正にならないように色々対策に工夫を凝らしている所である。
【非特許文献２】：JAERI-Conf2002-012、「第5回低減速スペクトル炉に関する研究会報告書」。
【課題を解決するための手段】
【０００４】
現行BWRの炉心に被覆管内にPMOX核燃料を充填してなる太い短尺核燃料棒を稠密に配列してなる核燃料集合体を装荷し、制御棒と反対側の漏洩水通路(52)にはアルミニウムとフッ素を含有せる物質を充填したジルカロイ管列を配し、従来の制御棒(100)の吸収材長さを短尺にした制御棒上部にアルミニウムとフッ素を含有せる物質を充填したジルカロイ管列を配する。
【発明の効果】
【０００５】
太い核燃料棒を稠密に配列したことにより、被覆管や冷却材といった中性子を無駄に吸収する物質割合が減るため親物質から核分裂性物質になる割合が増えて転換比が向上する。
核燃料全長が短くなったため全重量は過度に重くならないから炉心支持にかかわる健全性を損なうことがない。被覆管半径が大きくなり、かつ燃料棒総数が増加したことにより燃料全長が短くなったことによる除熱面積の減少を補うことができる。
燃料棒間隙が狭くなったことにより冷却水通路(49)の水が減る。アルミニウムとフッソを含有せる物質を充填したジルカロイ管列により漏洩水通路の水領域が減る。
アルミニウムとフッ素は高速中性子に対して減速作用が大きいためボイド反応度係数が正になるのを抑制する。したがって、冷却材流量低下等による安全性の問題に対応できる。
上記諸工夫により減速材でもある水を除熱を損なわない範囲で減らせるため高速中性子割合を多くすることができプルトニウムの核分裂効率が高まり転換比向上に役立つ。
核燃料集合体の幾何形状・寸法・重量はBWR炉心に装荷できる範囲に制限するためBWR炉心構造の変更は殆どなく安く早く導入できる。運転中のBWRの残り寿命も比較的長いため導入後も長期間利用できる。
【発明を実施するための最良の形態】
【０００６】
現在運転中の原子炉であるBWRにおいて、取替え可能な核燃料集合体と制御棒以外に構造上の変更をすることなしに、高転換比のBWR炉心が提供できた。
【実施例１】
【０００７】
図4は、PMOX核燃料からなる核燃料ペレット(44)を充填した短尺太径核燃料棒(131)を稠密に配列し、水棒(70)は除いた稠密核燃料集合体(130)と、制御棒と反対側の漏洩水通路(52)の減速材である水を排除するように３フッ化アルミニウムとアルミナをアルミとフッ素の数密度がほぼ同じになるように充填したジルカロイ管列からなる本発明のアルミ・フッ素ジルカロイ管列(200)を配置した場合の炉心平面図である。
図5は制御棒側の漏洩水通路(51)の減速材である水を排除するように制御棒(100)の中性子吸収材長さを短尺にしてその上部を３フッ化アルミニウムとアルミナをアルミとフッ素の数密度がほぼ同じになるように充填したジルカロイ管列からなる制御棒上部延長アルミ・フッ素ジルカロイ管列 (300)付き制御棒が運転時で制御棒が引き抜かれている時の制御棒上部延長アルミ・フッ素ジルカロイ管列 (300)部とアルミ・フッ素ジルカロイ管列(200)を配したボイド反応度係数正抑制物質装荷による高転換BWRの炉心平面図である。制御棒上部延長ジルカロイ管列(300)はジルカロイまたはステンレスの支柱により十字型に配列する。なお、チャンネル間隙突起(36)はあったほうが望ましいが、制御棒上部延長アルミ・フッ素ジルカロイ管列(300)が制御棒案内役の役割をするためチャンネル間隙突起(36)を除去すれば稠密核燃料集合体(130)高さを従来の高さに保っても制御棒上部延長ジルカロイ管列(300)の頂部は稠密核燃料集合体(130)の頂部よりも高く位置することができる。
３フッ化アルミニウムはフッ素過多であるため、アルミナを加えることによりアルミとフッ素の数密度をほぼ同じにすることができる。
アルミニウムとフッ素は高速中性子に対し散乱断面積が大きい。特に、共鳴散乱断面積のある中性子エネルギーは両物質で重複していないため中性子散乱効果の減少が少ない。数密度がほぼ同じになるようにすると自己遮蔽は小さくなり中性子散乱効果の減少が少なくなる。アルミまたはフッ素による散乱を受けた高速中性子は速度を減じる。両物質は、高速中性子に対して減速作用が強いが低速中性子対しては減速作用が弱いため定格運転時で中性子の速さを過度に減速させることがないため転換比を損なうことがない。一方、冷却材流量低下等による減速材である水の減少による高速中性子割合の増加が元で生じる反応度上昇は、アルミニウムとフッ素の存在により抑制される。
密度2.88g/cm3の３フッ化アルミニウムは融点1040℃とかなり高いものの、融点が2000℃以上のアルミナで３フッ化アルミニウムを密封すれば高温安定性が更に増す。高温での安定性を重視するならアルミナだけでもボイド反応度係数が正になるのを抑制することができる。その他アルミニウムの形態としてはチタンアルミニウムやジュラルミンのようなアルミニウムが含まれている合金や金属間化合物を使えばよい。
ナトリウムを冷却材とする場合でも本発明のアルミ・フッ素ジルカロイ管列(200)の導入は有効である。
チャンネルボックスの中や核燃料棒の中にアルミとフッ素を含有せしめてもボイド反応度係数が正になるのを抑制することができる。
【産業上の利用可能性】
【０００８】
近年、炭酸ガス温室効果抑止としての原子力、石油高騰の抑止効果としての高転換炉が注目されだしている。
本発明のように交換を前提としている核燃料集合体程度の改良と着脱可能なアルミ・フッ素ジルカロイ管列導入で増殖炉もしくは高転換炉にできるなら早期の需要が見込める。
【図面の簡単な説明】
【０００９】
【図１】従来の沸騰水型原子炉の炉心構造の概観図。
【図２】従来の核燃料棒(31)の断面図。
【図３】スペーサ（34）が位置していない高さでの従来の核燃料集合体（30）を配置せる炉心平面図。
【図４】スペーサ（34）が位置していない高さでの稠密核燃料集合体（130）と本発明のアルミ・フッ素ジルカロイ管列(200)を配置せる炉心平面図。
【図５】スペーサ（34）が位置していない高さでの稠密核燃料集合体（130）と本発明のアルミ・フッ素ジルカロイ管列(200)と運転時で制御棒が引き抜かれている本発明の制御棒上部延長ジルカロイ管列(300)制御棒を配置せる高転換比のBWR炉心平面図。
【符号の説明】
【００１０】
1は炉心支持板。
2は核燃料支持金具。
3は上部格子板。
30は従来の核燃料集合体。
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はチャンネル間隙突起。
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。
48は上部プレナム。
49は冷却水通路。
51は制御棒側の漏洩水通路。
52は制御棒と反対側の漏洩水通路。
70は水棒。
100は制御棒。
130は稠密核燃料集合体。
131は短尺太径核燃料棒。
200はアルミ・フッ素ジルカロイ管列。
300は制御棒上部延長アルミ・フッ素ジルカロイ管列。
【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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