(57)【要約】      （修正有）【課題】圧力制御装置を持つ沸騰水型原子炉に装荷せる核燃料集合体であり、超ウラン元素金属を板形状とし除熱能力の高い、再処理再利用し易い核燃料を提供する。【解決手段】崩壊熱除去を容易にすべく核燃料はウランを含まない超ウラン元素とし、超ウラン元素における、α−ｎ反応での中性子発生を阻止するには、酸化物の形でなく金属の形で核燃料とする。ボイド反応度係数を正にする傾向が高いことに対しては、非α−ｎホウ素含有材を導入しボイド反応度係数が過度に正になるのを抑制する。また、原子炉圧力を一定に保つための圧力制御装置があるから、圧力上昇は抑制されボイドの増加も抑制されるから出力の更なる上昇は抑制される。被覆管材料は、現在はジルコニウム合金が主流であるが、炉心溶融事故を想定すると水―ジルコニウム反応による水素発生を抑制するためステンレスにする。【選択図】図４
2017090176.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
沸騰水型原子炉に装荷せる核燃料集合体において、
超ウラン元素核燃料平板（１３１）は、ステンレス製の平板状鞘である被覆平板鞘１（１５１）の中に後記燃料平板（１３２）を装荷密封してなり、
燃料平板（１３２）は、後記固体中性子吸収減速材平板（１３４）表面に超ウラン元素金属（１３３）を塗布し、前記超ウラン元素金属（１３３）のもう一方の表面を固体中性子吸収減速材平板（１３４）で密着させてなり、
固体中性子吸収減速材平板（１３４）は、非α-nホウ素含有材製またはホウ素含有材製または非α-nホウ素素材添加エルビウム製または非α-nホウ素素材添加ガドリウム製の平板であり、
並行板超ウラン核燃料集合体（１３０）は、ステンレス製の正方形の枠であるチャンネルボックス（３５）の中にスペーサ棒（１７１）を長方形格子状に配列し、当該スペーサ棒（１７１）の束の上端をステンレス製の上部タイプレート（２）で下端をステンレス製の下部結合板（５０）で結合支持し、
前記スペーサ棒（１７１）間隔が狭い側の間隙厚さを前記超ウラン元素核燃料平板（１３１）厚さと同じにし、
当該間隙に前記超ウラン元素核燃料平板（１３１）を並行に多数枚配列してなることを特徴とする。
【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装荷せる核燃料を内包する従来の核燃料集合体（３０）の概略斜視図である（非特許文献1。非特許文献２）。
核燃料集合体（３０）は、多数本正方格子状に配列した核燃料棒（３１）の束の４面をジルコニウム合金の正方形の枠であるチャンネルボックス（３５）の中に覆い、核燃料棒（3１）の束の上端をステンレス製の上部タイプレート（２）で下端をステンレス製の下部結合板（５０）で結合支持してなる。
チャンネルボックス（３５）は、上部タイプレート（２）に結合ピン（４０）により上部で結合されている。ステンレス製の上部タイプレート（２）には核燃料集合体（３０）を移動させるためのトッテ（２１）が付設されている。
スペーサ（３４）は核燃料棒（３１）の高さ途中に数個位置して核燃料棒（３１）間の間隔を規制する。
正方格子状に配列されたる核燃料棒（３１）の間隙を冷却材が流れる。
ステンレス製の上部タイプレート（２）の詳細を示す図３に記載せる上部端栓差込口（２２）には、核燃料棒（３１）の上部端栓（４２）が差込まれる。
図３に記載せるステンレス製の下部結合板（５０）の上面は後記の下部結合板格子部（５２）及び下部端栓軸差込部（５１）からなる。下部端栓軸差込部（５１）及び下部結合板格子部（５２）とで囲まれた空隙部は冷却材流入口（５３）となっていて、冷却材である水が冷却材流入口（５３）からチャンネルボックス（３５）の内側に入る。
核燃料棒（３１）下端のステンレス製の図２に示す下部端栓（４7）が、下部端栓軸差込部（５１）に差し込まれる。下部端栓軸差込部（５１）は、下部結合板格子部（５２）によって支えられている。
核燃料集合体（３０）に流入した水は、核燃料棒（３１）から熱を吸収して液体の水の一部が飽和蒸気になる。液体である飽和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。定常出力運転時での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４５％になっており、上部では約７０％になっている。
運転圧力約７０気圧での飽和蒸気温度は約286℃である。
図２は、核燃料集合体（３０）と十字形の制御棒（３６）とからなる炉心平面部分例及び核燃料棒（3１）の縦断面図である。
核燃料集合体（３０）は正方格子状に配列してなる十字形の制御棒（３６）に隣接させて装荷される。
チャンネルボックス（３５）枠の中に、核燃料棒（３１）は多数本正方格子状に配列されている。多数本の核燃料棒（３１）の内、数本は核燃料が装荷されていない水棒で置換えられている場合がある。
核燃料棒（３１）の間は主冷却材通路（１１）となっており、二相流が流れている。核燃料棒（３１）から発生した熱は二相流に伝達される。核燃料集合体（３０）下端から入った未飽和水は飽和水となり、飽和水の1部が蒸気となって二相流となり、核燃料集合体（３０）上端に向かって流れ出る。
隣接する核燃料集合体（３０）の間の漏洩冷却材通路（１２）には、未飽和水が下部から流入し飽和水となって上に流れている。十字形の制御棒（３６）は漏洩冷却材通路（１２）の中を上下に動ける。十字形の制御棒（３６）に敷設されている制御棒ガイドローラにより、制御棒（３６）は隣接するチャンネルボックス（３５）の間を滑らかに上下動できる。反応度を制御するための中性子吸収物には、ボロンカーバイド（B4C）と金属ハフニウム（Hf）がある。図2は板状の金属ハフニウムを十字形に配列している。金属ハフニウムは&#21085;き出しであったり、ステンレスの板で覆っていたりする。
ボロンカーバイドは粒状であって、ステンレス製の円筒状の鞘の中に充填密封されている。ボロンカーバイドを内蔵した多数本の円筒を十字形に配列している。
核燃料棒（3１）は、大気圧の約10倍程度のヘリウムを内封する直径約10mm長さ2m~4ｍの中空円筒形鞘であるジルコニウム合金製またはステンレス製の被覆管（４１）と、この被覆管（４１）の上下開口端を気密閉塞するステンレス製の上部端栓（４２）及びステンレス製の下部端栓（４７）と、上部スプリング（４５）と、上部プレナム（１６）と、被覆管（４１）内に装填される核燃料である濃縮ウランの酸化物またはウラン（ウラニウムとも呼ぶ）とプルトニウムの混合酸化物(MOX)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。
下部端栓（４７）は2段になっていて、上側の下部端栓傘部（４８）と下側の下部端栓軸部（４９）とからなる。
下部端栓軸部（４９）は、前記下部結合板（５０）の下部端栓軸差込部（５１）に差し込まれる。
下部端栓傘部（４８）は、上は被覆管（４１）に直結している。
図3に図1に示した核燃料集合体（３０）の下部及び上部の詳細図である。
下部結合板（５０）はノーズ部(54)と上面部とからなるステンレス鋼鋳物である。
ノーズ部(54)から冷却水を核燃料集合体（３０）内に取り込む。
上面部で核燃料棒（３１）を支える。
上面部には、核燃料棒（３１）の下部端栓軸部（４９）を差し込むための下部端栓軸差込部（５１）が格子状に配列されている。下部端栓軸差込部（５１）は下部結合板格子部（５２）で支えられる。下部端栓軸差込部（５１）と下部結合板格子部（５２）とで囲まれた空隙は、冷却材が流入してくるための冷却材流入口（５３）である。冷却材である水が核燃料集合体（３０）下端の冷却材流入口（５３）からチャンネルボックス（３５）の内側に入る。
上部タイプレート（２）には核燃料集合体（３０）を移動させるためのトッテ（２１）が付設されている。
上部タイプレート（２）底面には、前記の上部端栓（４２）を差込むための上部端栓差込口（２２）が貫通している。上部タイプレート（２）の所々に冷却材である水と蒸気が流出するための冷却材通路が開いている。
【非特許文献１】：同文書院、1982年、三島良積「核燃料工学」
【非特許文献２】：オーム社、1989年、浅田他「原子力ハンドブック」。
【０００３】
核燃料であるウラン（U）やプルトニウム（Pu）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。したがって、ボイド率の違いは水の量の違いであるから、ボイド率の違いは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。
現行BWRのようにボイド反応度係数が負であれば、出力が何らかの原因で上昇してボイドが増加すれば反応度が減少して自然に出力は減少して元の状態に戻る。逆に出力が何らかの原因で下降してボイドが減少すれば反応度が増加して自然に出力は上昇し元の状態に戻る。
沸騰水型原子炉（BWR）の出力制御には２つの方法がある。１つは制御棒挿入位置の調整による原子炉反応度制御である。流量の大きな急変化や圧力の大きな急変化や放射線に関わる大きな急変化が監視装置により検知されると制御棒は自動的に炉心に挿入される。
他は冷却材の状態変化によるものである。状態変数は、炉心流量、炉心入口冷却材温度、原子炉圧力である。
炉心流量制御装置により炉心流量を変化させて蒸気泡割合を変化させて原子炉反応度を制御することにより出力を制御する。
炉心入口冷却材温度が、給水加熱装置の故障等により上昇すると、ボイドが発生し易くなる。現行BWRのようにボイド反応度係数が負であれば反応度が減少して出力が減少する。出力が減少すればボイド発生量が減少するため出力は上昇する傾向になる。不安定である。給水加熱装置の故障が大規模なものであれば制御棒が挿入され原子炉は停止する。
原子炉圧力については、原子炉圧力に変化（増加または減少）を生じると、出力変化（増加または減少）をもたらす。現行BWRのようにボイド反応度係数が負であれば、圧力が何らかの原因で上昇してボイドが潰れて減少すれば反応度が増加して、出力は増加しボイドが再び増えて圧力は更に上昇する。圧力が不安定になる可能性がある。これを是正するために、原子炉圧力を自動的に一定に保つための圧力制御装置がある。
BWRでは出力制御には原子炉圧力を積極的には利用しないとは言っているが、ボイド反応度係数が負であっても圧力変動するから、圧力制御装置はBWRには必須装置である。圧力制御装置が健全であれば出力の安定性が保たれ、原子炉の安全性は保たれる。
炉心での核反応を大きく制御するためには、制御棒操作による中性子吸収割合の制御が主体である。数秒で原子炉出力をゼロにするには制御棒の急速挿入が主体である。
想定外の巨大地震等により、万一、原子炉の健全性が損なわれる事態になれば、ボイド率のことよりも、制御棒による中性子吸収割合の制御が主体である。ただ、制御棒が挿入されたからといって安心してはいけなく、種々の冷却水循環ポンプや、自然循環経路確保と冷却材確保による炉心流量の長期間確保による崩壊熱除去が重要である。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
原子力発電を今実施するためには、今後、少なくとも100年間は原子力発電が必要とされるものでなければならない。原子力発電が100年間必要であるためには、石油・LNG資源よりも長期間核燃料が日本で確保し続けられるものでなければならない。そのためには、核燃料の再処理が前提になる。
使用済み核燃料中にはウラン（特にウラン238）が大量に存在するが、再処理過程でウランは超ウラン元素と分離される。超ウラン元素は、原子番号92のウランよりも大きな原子番号を持つ元素。例えば、ネプツニウム（Nｐ）、プルトニウム（Pu）、アメリシウム（Am）、キューリウム（Cm）等がある。
超ウラン元素は放射線（α線や自発中性子）が強いため、廃棄物として保管するには多大のコストがかかる。
超ウラン元素を核燃料として使うのは、ボイド反応度係数を正にする傾向が高いため、安全性に難があるとして敬遠されてきた。
酸化物の形での超ウラン元素は、超ウラン元素からのα線が酸素にα-n反応を起こさせて中性子を発生させるため、取り扱いに難があった。
崩壊熱除去のためには、炉心内の熱容量を小さくする必要がある。
【課題を解決するための手段】
【０００５】
崩壊熱除去を容易にすべく炉心内の熱容量を小さくするために、核燃料はウラン（特にウラン238）を含まない超ウラン元素とする。
超ウラン元素における、α-n反応での中性子発生を阻止するには、酸化物の形でなく金属の形で核燃料とする。
超ウラン元素における、ボイド反応度係数を正にする傾向が高いことに対しては、後記の非α-nホウ素含有材を導入することにより、ボイド反応度係数が過度に正になるのを抑制する。
現行BWRとは反対にボイド反応度係数が正では、出力が何らかの原因で上昇してボイドが増加すれば反応度が増加して出力が増加しボイドが増加するから圧力が更に上昇しようとするが、原子炉圧力を一定に保つための圧力制御装置があるから、圧力上昇は抑制されボイドの増加も抑制されるから出力の更なる上昇は抑制される。
ボイド反応度係数が負であっても正であっても、圧力制御装置が健全であれば原子炉の安全性は保たれる。したがって、核燃料がボイド係数を負にするウラン２３８を大量に内蔵する必要がなく、むしろ、大量のウラン２３８が削除されているため再処理ではコスト減になる。
被覆管材料は、現在はジルコニウム合金が主流であるが、炉心溶融事故を想定すると水―ジルコニウム反応による水素発生を抑制する意味からステンレスにする。
【０００６】
沸騰水型原子炉に装荷せる核燃料集合体についての発明である。
超ウラン元素核燃料平板（１３１）は、ステンレス製の平板状鞘である被覆平板鞘１（１５１）の中に後記燃料平板（１３２）を装荷密封してなる。
燃料平板（１３２）高さは、被覆平板鞘１（１５１）内面高さよりも短い。被覆平板鞘１（１５１）の上にガスプレナム空間を設ける。燃料平板（１３２）の上部にバネを付設して、燃料平板（１３２）を固定する。
燃料平板（１３２）は、後記固体中性子吸収減速材平板（１３４）表面に超ウラン元素金属（１３３）を塗布し、前記超ウラン元素金属（１３３）のもう一方の表面も後記固体中性子吸収減速材平板（１３４）で密着させてなる。超ウラン元素金属（１３３）は、核燃料の再処理から得られた金属の超ウラン元素である。超ウラン元素金属を溶融させて後記固体中性子吸収減速材平板（１３４）表面に塗布したり、超ウラン元素金属箔（例えば調理用のアルミフォイルのようにする）を後記固体中性子吸収減速材平板（１３４）表面に塗布したりする。
固体中性子吸収減速材平板（１３４）は、非α-nホウ素含有材製またはホウ素含有材製または非α-nホウ素素材添加エルビウム製または非α-nホウ素素材添加ガドリウム製の平板である。固体中性子吸収減速材平板（１３４）に多数の上向き微細孔加工を施してある。芯となる核燃料で発生した気体状核分裂生成物は、平板に施された孔を通って、被覆平板鞘１（１５１）と燃料平板（１３２）の間の隙間に漏洩してくる。当該隙間はガスプレナムに繋がっていて、被覆平板鞘１（１５１）内圧の上昇を抑制する。微細孔を上向きとしたのは、ガスは抜けやすいが、超ウラン元素金属の欠片や溶融物は被覆平板鞘１（１５１）内に出難くするためである。超ウラン元素金属（１３３）を塗布する際、超ウラン元素が孔の中に侵入し難くするためでもある。
固体中性子吸収減速材平板（１３４）に開けた微細孔に予め水を含ませ凍結させてから、超ウラン元素金属（１３３）箔を2枚の固体中性子吸収減速材平板（１３４）で挟んで圧延し、水を蒸発させてもよい。
燃料平板（１３２）にしてから、固体中性子吸収減速材平板（１３４）に微細孔を片側ずつ開けても良い。
並行板超ウラン核燃料集合体（１３０）は、ステンレス製の正方形の枠であるチャンネルボックス（３５）の中にスペーサ棒（１７１）を長方形格子状に配列し、当該スペーサ棒（１７１）の束の上端をステンレス製の上部タイプレート（２）で下端をステンレス製の下部結合板（５０）で結合支持し、
前記スペーサ棒（１７１）間隔が狭い側の間隙厚さを前記超ウラン元素核燃料平板（１３１）厚さと同じにし、
当該間隙に前記超ウラン元素核燃料平板（１３１）を並行に多数枚配列してなることを特徴とする。超ウラン元素核燃料平板（１３１）1枚の横長さは、チャンネルボックス（３５）対面長さより若干短い。
スペーサ棒（１７１）の材料は、銅合金がよい。銅は高温の水と接触しても水素を発生させないから、炉心溶融事故があっても爆発の可能性が低い。スペーサ棒（１７１）の材料は、ステンレスでもよい。中空棒とすればバネ性がでる。ニッケルはバネ性に優れているが、高温の水と接触して水素を発生させる恐れがあるから、炉心溶融事故を重く受け止めるなら望ましくはない。
固体中性子吸収減速材平板（１３４）への超ウラン元素金属（１３３）の塗布には、超ウラン元素金属を揮発溶液に混合した吹付、溶融超ウラン元素金属の吹付、超ウラン元素金属の金属箔にして密着、メッキ、真空蒸着等がある。固体中性子吸収減速材平板（１３４）は、非α-nホウ素含有材製またはホウ素含有材製または非α-nホウ素素材添加エルビウム製または非α-nホウ素素材添加ガドリウム製の平板である。なお、燃料平板（１３２）の左右端部及び上下端部は、超ウラン元素金属（１３３）の塗布がなく、2枚の固体中性子吸収減速材平板（１３４）が接着されている。固体中性子吸収減速材平板（１３４）の所々には、気体核分裂生成物を漏洩させるための孔を開けると燃料平板（１３２）の健全性が高まる。
非α-nホウ素含有材は、ホウ素成分を含有するがα-n反応する炭素や酸素を含有しない物質、例えば、ホウ化鉄（FeB。FeBとFe2Bとの混合も含む）または４ホウ化鉄（FeB4）または２ホウ化オスミウム（OsB2）または２ホウ化レニウム（ReB2）または２ホウ化クロム（CrB2）といった非α-nホウ素素材をステンレスの中に混合内蔵したものである。
なお、粉末状ホウ化鉄または４ホウ化鉄または２ホウ化オスミウムまたは２ホウ化レニウムまたは２ホウ化クロムを粉末冶金法で成形すれば、ステンレス無しでも単独で板状にできる。
ホウ素含有材は、ホウ珪酸ガラスや炭化ホウ素（B4C）をステンレスの中に混合内蔵したものである。成分である酸素や炭素がα-n反応を起こすため望ましくはないが、ホウ珪酸ガラスや炭化ホウ素もステンレスの中に混合内蔵してあるから、超ウラン元素からのα線はステンレスに遮られて酸素や炭素にα線は届きにくい。しかし、事故や再処理過程で溶融した場合、ホウ珪酸ガラスや炭化ホウ素が&#21085;きだしになれば、酸素や炭素が超ウラン元素からのα線を受けてα-n反応を起こす可能性があるから望ましくはない。
固体中性子吸収減速材平板（１３４）を十分厚くして、エルビウム（Er）またはガドリニウム（Gd）の中にホウ化鉄または４ホウ化鉄または２ホウ化オスミウムまたは２ホウ化レニウムまたは２ホウ化クロムをステンレス無しで直接混合してもよい。ErもGdも融点が超ウラン元素金属よりも高いため、超ウラン元素金属を保持する能力が高い。更に、エルビウムもガドリニウムも中性子吸収断面積が大きいが、1年程度の燃焼で中性子吸収能力が実質的にゼロになるから、その後の約2年間は中性子吸収無し同然であるから超ウラン元素を無駄に多く装荷しなくて済む。
配列されている超ウラン元素核燃料平板（１３１）の多数枚の内の数枚を、超ウラン元素金属（１３３）を塗布しないで固体中性子吸収減速材平板（１３４）のみを被覆平板鞘１（１５１）の中に装荷密封したものとすれば、反応度調節に幅をもたせることができる。或は、配列されている多数枚の超ウラン元素核燃料平板（１３１）を、超ウラン元素金属（１３３）を塗布しないで固体中性子吸収減速材平板（１３４）のみを被覆平板鞘１（１５１）の中に装荷密封したものと、超ウラン元素金属（１３３）のみを被覆平板鞘１（１５１）の中に装荷密封したものとに、分離してもよい。
ステンレス製のチャンネルボックス（３５）の内側表面に非α-nホウ素含有材またはホウ素含有材を貼っても良い。制御棒と接触する可能性がある側の外側表面はステンレスのままがよい。
【０００７】
再処理し難くはなるが、燃料平板（１３２）は超ウラン元素金属（１３３）の粉と共にホウ化鉄とエルビウムまたはガドリニウムをステンレスの中に含有させたとしてもよい。
極端ではあるが、超ウラン元素核燃料平板（１３１）は、被覆平板鞘１（１５１）の内側表面に超ウラン元素金属（１３３）を塗布し、固体中性子吸収減速材平板（１３４）のみを装荷密封してもよい。
ホウ素は、ホウ素10（約２０ｗｔ％）とホウ素11（約８０ｗｔ％）を含有している。ホウ素の質量は軽いから高速中性子を減速させる。何らかの原因でボイドが増加すると水の成分である水素が減少するから高速中性子が増加する。高速中性子を減速させるホウ素があれば、たとえ、ボイドが１００％になっても、高速中性子の増加は限定的である。その上、ホウ素10は低速中性子吸収断面積が大きいから、ホウ素が減速させた低速中性子をホウ素10が吸収してしまい、核燃料の核分裂反応を抑制する。
ホウ素10の中性子吸収断面積は極端には大きくないため、長期間中性子に曝されてもホウ素10は若干ではあるが存在し続け、低速中性子吸収効果は持続する。
超ウラン元素金属（１３３）にウラン238が若干混入されていても問題はない。ウラン238は中性子を吸収してプルトニウムになって核燃料の消耗を補ってくれる。更に、ウラン238はボイド反応度係数を負にする傾向が大きいので、ボイド反応度係数が正の傾向を持つ超ウラン元素主体の核燃料のボイド反応度係数正の傾向を抑制してくれる。したがって、再処理における分離作業が厳密なものでなく緩やかなもので若干のウラン238が混入してもよく、再処理コスト低減になる。
【０００８】
現行BWRのように密度が約11gm/ccで酸化ウラン235濃縮度が3wt%の核燃料で3年間程度の使用ができるようにするには、全核燃料を密度が約19gm/ccで金属ウラン235濃縮度が100wt%のものを現行BWR体積割合の約２％装荷すればよい。金属ウラン235濃縮度が100%のものを製造するのは技術的よりも政治的に困難であるが、金属ウラン235濃縮度が20wt%のものは技術的にも政治的に許容範囲内であるから、金属ウラン235濃縮度が20wt%の核燃料を本発明の並行板超ウラン核燃料集合体（１３０）の核燃料に応用できる。原子力空母の核燃料のU235濃縮度は20wt%以上だと思われるから実現性は高い（ガドリニウムのような可燃性毒物が多量に添加されていよう）。
全核燃料を超ウラン元素の金属で現行BWR相当の使用ができるようにするには、プルトニウム中の核分裂性プルトニウム割合や、アメリシウムの内の比較的長寿命核分裂性のメタステイブルアメリシウムやキューリウム245を考慮し、１グラムの核分裂性プルトニウムが発生する核分裂エネルギーは１グラムのウラン235が発生する核分裂エネルギーとほぼ同じであるとすると、現行BWRに装荷されている全核燃料体積の2~3%で済む。
【発明の効果】
【０００９】
熱発生は現行BWR程度とすれば、超ウラン元素を内蔵した核燃料板の両表面積を現行BWR程度とすれば除熱は可能である。
超ウラン元素金属（１３３）は固体中性子吸収減速材平板（１３４）の表面のみにあるから、剥がし易く或は溶出させ易い。したがって、再処理し易い。
本発明の核燃料集合体を炉心に装荷すれば、炉心半径をコンパクトにすることが可能になる。その結果、原子炉建屋建設のための掘削土体積が少なくなる可能性があり、建設コストが下がる可能性がある。
通常運転中に核燃料が保有する熱量は、ウラン238が削除された分大幅に削減される。したがって、原子炉を停止すると核燃料温度は急激に下がる。停止直後の冷却材流量は大流量である必要がない。或は、緊急停止時の冷却材流量も少なくて済む。原子炉の安全性確保では長期間の崩壊熱冷却能力に注力すればよい。
燃焼初期の核燃料には多量の核分裂性物質を含有するから、本来なら核分裂連鎖反応が過大になる。しかし、非α-nホウ素含有材の中のホウ素10により、中性子を吸収するため核分裂連鎖反応が抑制される。
燃焼末期になると核分裂性物質が減少するから、核分裂連鎖反応が抑制される。一方、燃焼末期には非α-nホウ素含有材の中のホウ素10も燃焼消耗し核分裂連鎖反応の抑制能力が減衰しているから、核分裂連鎖反応は燃焼末期でも維持できる。
ホウ素のホウ素10が燃焼消耗している燃焼末期に何らかの原因によりボイドが増加して高速中性子が増加しても、非α-nホウ素含有材の中のホウ素11が高速中性子を減速させ、減速した中性子を残存ホウ素10が吸収するため、中性子の増加は緩やかなものとなる。
何らかの原因により、急激にボイドが増加して原子炉圧力が高まっても圧力制御装置や、蒸気を復水器や圧力抑制プールや格納容器内に逃せば圧力増加を抑制できるから、ボイドの増加は抑制される。
余りに急激にボイドが増加して、ボイド反応度係数が正であると出力が急上昇するが、監視装置が出力の急上昇を感知して制御棒を挿入し、中性子を吸収して核分裂連鎖反応を低下させる。
本核燃料集合体の中には、炭素や酸素といったα-n反応を起こす物質を使用していないため、その分、放出中性子が少なく再処理や搬送が楽である。
特に、核燃料が酸化物でなく金属であるから、酸素のα-n反応による中性子発生を考慮しなくて済む（ただし、自発中性子の発生はある）。更に、金属核燃料であることは、昔からあった核兵器製造のための再処理技術が使えるため再処理が容易になり、円滑に再処理して得られた超ウラン元素金属燃料を再使用して持続的に発電することができる。
超ウラン元素の再処理再使用で済むため、廃棄物は非常に少ない。被覆管やチャンネルボックスも再処理再使用すれば廃棄物はほぼ、ゼロである。
なお、超ウラン元素の中に含有しているプルトニウム240やプルトニウム242は、速度の遅い中性子を吸収し易いため、再処理過程で水が使われても臨界の心配が少ない。
プルトニウム240やプルトニウム242は速度の速い中性子により核分裂するから、水が少なくボイドが多い原子炉運転中では運転の支障にはなり難い。特に、冷却水通路（４９）を狭めて超ウラン元素核燃料平板（１３１）を稠密に配列すればボイドが多くなりやすいため、速度の速い中性子が多くなり、プルトニウム240やプルトニウム242は核分裂反応に寄与する。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１０】
プルトニウムが主体の超ウラン元素が効率よく燃焼できて、かつ、再処理し易い核燃料集合体が提供できた。
【実施例１】
【００１１】
図４の中段は、本発明の並行板超ウラン核燃料集合体（１３０）の断面図である。上段に超ウラン元素核燃料平板（１３１）の断面図、下段に縦断面図も示した。
上段に示した超ウラン元素核燃料平板（１３１）の断面図について説明する。超ウラン元素金属（１３３）を固体中性子吸収減速材平板（１３４）に塗布し、前記超ウラン元素金属（１３３）のもう一方の表面を固体中性子吸収減速材平板（１３４）で密着（低圧力で圧延、押し付ける）させて、燃料板（１３２）とする。
超ウラン元素核燃料平板（１３１）は、ステンレス製の平板状鞘である被覆平板鞘１（１５１）の中に燃料平板（１３２）を装荷密封してなる。
固体中性子吸収減速材平板（１３４）は、非α-nホウ素含有材製またはホウ素含有材製または非α-nホウ素素材添加エルビウム製または非α-nホウ素素材添加ガドリウム製の平板である。
中段に示した並行板超ウラン核燃料集合体（１３０）の断面図について説明する。ステンレス製の高さ3m程度で１辺が5.5cm程度の正方形の枠であるチャンネルボックス（３５）の中にスペーサ棒（１７１）を長方形格子状に配列する。前記スペーサ棒（１７１）間隔が1.7mm程度の狭い側の間隙厚さを前記超ウラン元素核燃料平板（１３１）厚さ1.7mm程度と同じにする。当該間隙に前記超ウラン元素核燃料平板（１３１）を並行に多数枚配列して並行板超ウラン核燃料集合体（１３０）とする。
スペーサ棒（１７１）を中空にすればバネ性がでる。
超ウラン元素核燃料平板（１３１）の間の冷却水通路（４９）を冷却水が上に流れる。冷却水邪魔棒（１８１）は、冷却水がチャンネルボックス（３５）側には流れにくくしている。
１辺が5.5cmの正方形のチャンネルボックス（３５）の中に、高さ3m程度で、横長さ5cmで、厚さが1.7mmの超ウラン元素核燃料平板（１３１）を20枚並行に配列している。正方形に配列するためには、スペーサ棒（１７１）の直径でも微調節できる。特に、チャンネルボックス（３５）に接するスペーサ棒（１７１）の直径で微調整できる。
下段に示した超ウラン元素核燃料平板（１３１）縦断面図について説明する。超ウラン元素核燃料平板（１３１）はスペーサ棒（１７１）によって横一直線が維持できる。冷却水邪魔棒（１８１）はとびとびに配列しているが、多く敷設するほど、チャンネルボックス（３５）壁側には冷却水は流れ難くなる。
スペーサ棒（１７１）の束の上端は、従来の核燃料棒（３１）のようにステンレス製の上部タイプレートの上部端栓差込口に差込まれ、スペーサ棒（１７１）の束の下端は従来の核燃料棒（３１）のようにステンレス製の下部端栓軸差込部に差込まれている。スペーサ棒（１７１）の上部にバネを付けて当該棒の伸縮に対応させる。
超ウラン元素核燃料平板（１３１）が浮き上がらないように、浮き上がり防止バネによって上部タイプレート（２）に支持されている。
チャンネルボックス（３５）の内側に入ってきた冷却材である水は、流路確保切り込みから冷却水通路（４９）に入ってくる。超ウラン元素核燃料平板（１３１）の下端に1個の突起を設けて下部結合板に嵌め込んでおけば、横長さ方向へのズレは心配しなくてもよい。
燃料板（１３２）頂部と被覆平板鞘１（１５１）の間の空隙はガスプレナムになっていて、気体状核分裂生成物が溜まる。超ウラン元素金属（１３３）と固体中性子吸収減速材平板（１３４）からなる燃料板（１３２）は、バネによって被覆平板鞘１（１５１）の上で押されて支持されている。
【００１２】
図５は、従来の核燃料集合体（３０）と十字形の制御棒（３６）とからなる従来の炉心平面部分例及び本発明の並行板超ウラン核燃料集合体（１３０）と十字形の制御棒（３６）とからなる本発明の炉心平面部分例１，２である。
本発明の例１は炉心高さを従来と同じとし、図４に示した１辺が5.5cmの正方形のチャンネルボックス（３５）を使用した本発明の核燃料集合体からなる炉心平面例である。核燃料体積減の割には全体積が減少（1/4に減少）しないのは、被覆材や制御棒等の構造材は安全性の立場から減少させないようにしたためである。被覆材等の構造材も減少させれば1/10にはなる。制御棒についてはホウ素10を濃縮したホウ素含有材を使用する。
本発明の例２は制御棒幾何形状を従来と同とし、炉心高さを従来の炉心高さの約1/4にした例である。図４に示した１辺が5.5cmの正方形のチャンネルボックス（３５）を使用した本発明の核燃料集合体を4倍使用する。ただ、核燃料に対する制御棒の割合が小さいから、制御材として従来と同じ天然ホウ素を使うのでは制御不足になるから、ホウ素10を濃縮したホウ素含有材を使用する。その上、ホウ素10を濃縮したホウ素含有材とエルビウムとガドリニウムを混合して十字形にした十字形半固定固体中性子吸収減速材（１３６）を補助的制御棒（非可動）として本発明の核燃料集合4体毎の中央に半固定（定期検査毎に交換）すれば、速度の速い中性子を低速にすると共に、広い範囲の速度を持つ中性子を吸収できるようになる。
【産業上の利用可能性】
【００１３】
現行100万kwe級BWRに装荷されている3wt%濃縮酸化ウラン相当量を、密度が約20gm/ccの超ウラン元素金属にすれば１辺が70cmの箱の中に納まる。万一、炉心溶融事故が生じた際、「この原子炉の中に入っている核燃料は１辺が70cmの箱の中に納まる程度である」と説明すれば、我等町村民はとんでもなく怖いものではないとの印象を持つことであろう。ただ、マスコミとしてはインパクトが少ないから売り物にしにくくなる。怪しげな先生を探し出し、１グラムでも怖いと喧伝するであろうが、しばらく待っていれば自然と治まる。昨日の新聞は売れないから、原発以外の新たな新ネタで売ることになろう。
海水中には大昔からウランが溶存しているからウラン238からの自発中性子によってプルトニウムが海水中には大昔からあることや、大昔の天然ウラン中のウラン235は5%あったことを思えば連鎖反応がどこかで起こっていただろうからプルトニウムやアメリシウムやキューリウムも海水中や海底にはあるかもしれない。超ウラン元素は大騒ぎするほどのものではない。
本発明により超ウラン元素の削減の技術ができたから、再処理は核拡散を齎すものではなくなった。核拡散に対する諸外国からの言いがかりに対処して再処理が実施できる。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】沸騰水型原子炉に装荷せる核燃料を内包する従来の核燃料集合体（３０）の概略斜視図。
【図２】従来の核燃料集合体（３０）と従来の十字形の制御棒（３６）とからなる従来の炉心平面部分例及び従来の核燃料棒（3１）の縦断面図。
【図３】図1に示した核燃料集合体（３０）の下部及び上部の詳細図。
【図４】本発明の並行板超ウラン核燃料集合体（１３０）の断面図。
【図５】従来の核燃料集合体（３０）と十字形の制御棒（３６）とからなる従来の炉心平面部分例及び本発明の並行板超ウラン核燃料集合体（１３０）と十字形の制御棒（３６）とからなる本発明の炉心平面部分例１，２である。
【符号の説明】
【００１５】
２は上部タイプレート。
１１は主冷却水通路。
１２は漏洩水通路。
１６は上部プレナム。
２１はトッテ。
２２は上部端栓差込口。
３０は核燃料集合体。
３１は核燃料棒。
３４はスペーサ。
３５はチャンネルボックス。
３６は十字形の制御棒。
４０は結合ピン。
４１は被覆管。
４２は上部端栓。
４４は核燃料ペレット。
４５はスプリング。
４７は下部端栓。
４８は下部端栓傘部。
４９は下部端栓軸部。
５０は下部結合板。
５１は下部端栓軸差込部。
５２は下部結合板格子部。
５３は冷却材流入口。
５４はノーズ部。
１３０は並行板超ウラン核燃料集合体。
１３１は超ウラン元素核燃料平板。
１３２は燃料板。
１３３は超ウラン元素金属。
１３４は固体中性子吸収減速材平板。
１３６は十字形半固定固体中性子吸収減速材。
１５１は被覆平板鞘１。
１７１はスペーサ棒。
１８１は冷却水邪魔棒。
【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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