(57)【要約】      （修正有）【課題】炉心冷却材が水である従来の沸騰水型原子炉は変えずに、核燃料集合体を改良してＰｕを始めとする超ウラン元素を安全に効率よく燃焼させる。【解決手段】円筒型ＭＯＸ核燃料棒１５１同士の間隙を０．０ｍｍから１．３ｍｍに正方格子状に配列し、前記円筒型ＭＯＸ核燃料棒１５１の数本に代えて同数の臭化ナトリウム棒１３２を分散配列する。臭化ナトリウム棒１３２は、ステンレス製の円筒形鞘である被覆管４１に多数個の中実円柱状の臭化ナトリウム１０３を連続堆積充填すると共にヘリウムを密封した臭化ナトリウム円筒ＭＯＸ核燃料集合体1４０とし、ナトリウムボイド反応度係数を負にする。【選択図】図４
2017003334.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を内包する核燃料棒（３１）を正方格子状に配列してなる核燃料集合体（３０）において、
臭化ナトリウム棒（13２）は、パラジウム添加ステンレス製の円筒形鞘である被覆管（４１）に粉状または多数個の円柱形に整形した臭化ナトリウム(１０３)を連続堆積充填すると共にヘリウムを密封してなり、
円筒型MOX核燃料棒（１５１）は、プルトニウム富化度が９％から１３％のMOXを円筒状に焼結した円筒MOX核燃料（１４２）を多数個連続堆積させてパラジウム添加ステンレス製の内側円筒（１４１）と外側円筒（１４３）とで円筒中心軸を同じくして挟んでおり、
上記内側円筒と外側円筒は、円筒MOX核燃料（１４２）全長よりも上下に長く、
上記内側円筒と外側円筒で作られる隙間下端に下部埋込円筒端栓（１４８）を挿入固着密封した後、前記外側円筒の下に下部円筒差込端栓（１４９）を溶接接続し、
上記内側円筒と外側円筒で作られる隙間上端に上部埋込円筒端栓（１５２）を挿入固着密封した後、前記外側円筒の上に上部円筒差込端栓（１５３）を溶接接続し、
上部埋込円筒端栓（１５２）下部と円筒MOX核燃料（１４２）上部とで作られる上部プレナム（１６）空間にヘリウムを充填して円筒型MOX核燃料棒（１５１）となし、
当該円筒型MOX核燃料棒（１５１）の下部円筒差込端栓（１４９）を下部結合板（５０）の下部結合板格子部（５２）に支えられている下部端栓軸差込部（５１）に差し込み、当該円筒型MOX核燃料棒（１５１）の上部円筒差込端栓（１５３）を上部タイプレート（２）の上部端栓差込口（２２）に差し込み、前記円筒型MOX核燃料棒（１５１）を正方格子状に配列し、
前記円筒型MOX核燃料棒（１５１）の数本に代えて同数の臭化ナトリウム棒（13２）を分散配列して、円筒型MOX核燃料棒（１５１）と臭化ナトリウム棒（13２）からなる束の4面をパラジウム添加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）の中に覆ったことを特徴とする臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）。
【請求項２】
請求項１の臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）における円筒MOX核燃料（１４２）において、
使用済核燃料集合体から抽出された超ウラン元素の酸化物に酸化ガドリニウムを添加したことを特徴とする臭化ナトリウム円筒TRU核燃料集合体。
【請求項３】
請求項１、２の核燃料集合体において、
チャンネルボックス（３５）をセラミック製または純鉄メタライジングセラミック製とするも制御棒ガイドローラに接触する部分をステンレス製とし、
純鉄メタライジングセラミックは、セラミックの表面を純鉄で覆ったメタライジングセラミックであり、
臭化ナトリウム棒（13２）における被覆管（４１）を純鉄メタライジングセラミック製とし、
請求項1及び２の内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）を純鉄メタライジングセラミック製とし、
請求項1及び２の下部円筒差込端栓（１４９）及び上部円筒差込端栓（１５３）を純鉄メタライジングセラミック製としたことを特徴とする純鉄メタライジングセラミック核燃料集合体。
【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の部分図及び核燃料棒（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。
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。
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。
【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。
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。
【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」。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
現在稼動中の沸騰水型原子炉の炉心は、熱中性子を利用して、高価な濃縮ウラン（例えばウラン235の濃度が約4%の濃縮ウランを使用する。ちなみに、天然ウランはウラン235の濃度が約0.7%）や再処理費用が高いプルトニウムの使用量を節約している。
熱中性子を利用する現行の沸騰水型原子炉の炉心における核燃料は燃焼で消耗する。限りあるウランの使用に問題が生じつつあることや使用済燃料から出てきた原爆の原料となり易いプルトニウム（Pu）の蓄積量が顕著になってきたこととあいまって、プルトニウムの有効利用が必要になってきた。
現行沸騰水型原子炉の系統設備やシステムはほぼ完成されたものであり安全性も高い。できるだけ現行沸騰水型原子炉の構造を変更しないで高速中性子を利用してPuを効率よく安全に燃焼させたい。
そのためには、減速材である水を極力排除し低減速にし、高速中性子を利用したい。
一方、高速中性子を利用してPuを効率よく燃焼させるには、MOX中のPuの富化度を高める必要がある（UとPuの混合物中に占めるPuの比率を高めることを富化と言い、MOX中に占めるPuの比率を富化度という）。
高速中性子によるPuの核分裂断面積SFf、高速中性子によるPuの捕獲断面積SFc、
熱中性子によるPuの核分裂断面積STf、熱中性子によるPuの捕獲断面積STcとすると、
SFf / SFc はSTf / STc  よりも大きい。したがって、Puは、高速中性子に対しては効率よく核分裂する。
一方、SFfはSTfよりも小さいため、原子炉を臨界にするためには核燃料集合体中に多くのPuを内包させる必要がある。Pu富化度を高める必要がある。ただし、Pu富化度を高めるとボイド反応度挙動が正になり易く安全性に問題が生じる。従来の沸騰水型原子炉での熱中性子によるMOX燃焼ではPu富化度が低かったから問題は生じなかった。
核分裂連鎖反応を維持するためには、核分裂によって生じた当世代における中性子の中の少なくとも1個が、次世代における核分裂をおこさなければならない。この条件は、 （次世代における中性子の数）/ (当世代における中性子の数）と表され増倍率と呼ばれている。
定常出力運転中に冷却材流量低下が生じたような場合に、蒸気ボイド割合が突然増加し中性子速度減速の様子が変わり、増倍率が変化する。蒸気ボイド割合の変化に伴う増倍率の変化をここではボイド反応度挙動と呼ぶ。ボイド反応度挙動が正であると、蒸気ボイド割合が突然増加すると増倍率が増加する。負であると、蒸気ボイド割合が突然増加すると増倍率が減少する。
増倍率のボイド反応度挙動が正であると、核分裂が更に活発になり出力が増加する。出力が増加すると蒸気ボイド量が更に増加する。冷却不足になり燃料ペレットの中心部が溶けることも想定され燃料ペレットの膨張により被覆管が破損し、放射能が被覆管から冷却材中に漏れることも想定される。直ちに、周辺住民の安全性が脅かされる訳ではないが好ましいことではない。
原子力発電技術は信頼性及び安全性を重んじ、実績のある保守的な技術が重要視される。したがって、現在運転している原子炉をできるだけ変えずにPuを効率よく燃焼させたい。
炉心にPuを従来よりも多く装荷するとなると、ボイド反応度挙動が正になり易く、出力が上昇しやすくなるため被覆管が高温になることに注意しなければならない。ジルコニウム製の被覆管が高温になると（900℃以上になると顕著になる）、被覆管中のジルコニウムが冷却材である水と反応して水素が発生する。以下に補足説明を付した。
ジルコニウムは鉄に比べてイオン化傾向が高いため、高温水と接触すると、高温ジルコニウムから高温水に向かって著しく電子が放出される。電子を失ったジルコニウムは急激に正電荷を帯びる。この結果、クーロン力によって被覆管は粉々になって水中に飛び散る。細粒となったジルコニウムは水との接触面積が巨大になり、水とジルコニウムとの反応が連鎖反応的に進行する。
被覆管として、ジルコニウムよりもイオン化傾向が低い鉄を使うなら、水と鉄との反応の進行の度合いを緩和することができそうである。鉄にパラジウムを添加してイオン化傾向をゼロに近づけた被覆管とすれば、水との反応をかなり抑えられると考えられる。
【課題を解決するための手段】
【０００５】
手段１を以下に示す。
沸騰水型原子炉に装荷せる核燃料を内包する核燃料棒（３１）を正方格子状に配列してなる核燃料集合体（３０）において、核燃料棒（３１）を円筒型MOX核燃料棒（１５１）とし、前記円筒型MOX核燃料棒（１５１）の数本に代えて同数の臭化ナトリウム棒（13２）を分散配列して臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）とする。
臭化ナトリウム棒（13２）は、パラジウム添加ステンレス製の円筒形鞘である被覆管（４１）に粉状または多数個の円柱形に整形した臭化ナトリウム(１０３)を連続堆積充填すると共にヘリウムを密封してなる。
円筒型MOX核燃料棒（１５１）は、プルトニウム富化度が９％から１３％のMOXを円筒状に焼結した円筒MOX核燃料（１４２）を多数個連続堆積させてパラジウム添加ステンレス製の内側円筒（１４１）と外側円筒（１４３）とで円筒中心軸を同じくして挟む。
上記内側円筒と外側円筒は、円筒MOX核燃料（１４２）全長よりも上下に長い。
上記内側円筒と外側円筒で作られる隙間下端に下部埋込円筒端栓（１４８）を挿入し固着密封した後、前記外側円筒の下に下部円筒差込端栓（１４９）を溶接接続する。
上記内側円筒と外側円筒で作られる隙間上端に上部埋込円筒端栓（１５２）を挿入し固着密封した後、前記外側円筒の上に上部円筒差込端栓（１５３）を溶接接続する。
上部埋込円筒端栓（１５２）下部と円筒MOX核燃料（１４２）上部とで作られる上部プレナム（１６）空間にヘリウムを充填して円筒型MOX核燃料棒（１５１）となす。
当該円筒型MOX核燃料棒（１５１）の下部円筒差込端栓（１４９）を下部結合板（５０）の下部結合板格子部（５２）に支えられている下部端栓軸差込部（５１）に差し込み、当該円筒型MOX核燃料棒（１５１）の上部円筒差込端栓（１５３）を上部タイプレート（２）の上部端栓差込口（２２）に差し込み、前記円筒型MOX核燃料棒（１５１）を0.0ｍｍから1.3mmの間隙で正方格子状に配列する。
前記円筒型MOX核燃料棒（１５１）の数本に代えて同数の臭化ナトリウム棒（13２）を分散配列して、前記円筒型MOX核燃料棒（１５１）と臭化ナトリウム棒（13２）からなる束の4面をパラジウム添加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）の中に覆って臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）とする。
臭化ナトリウム棒（13２）を分散配列するとは、臭化ナトリウム棒（13２）は互いに隣接しないように分散させて配列するということである。
なお、下部円筒差込端栓（１４９）を溶接接続した後、上記内側円筒と外側円筒とで作られる隙間に円筒MOX核燃料（１４２）を装荷してもよい。
Puを効率よく燃焼させるため、減速材である冷却水を少なくするために隣接する円筒型MOX核燃料棒（１５１）間隙を0.0ｍｍから1.3mmにした。従来では2mm程度はあった。
プルトニウム富化度を９％から１３％にすると、ボイド反応度挙動が大きく正になることがない。更に、臭化ナトリウム棒（13２）に装荷されている臭化ナトリウムで、ボイド反応度挙動が正になるのを抑制できる。
プルトニウム富化度が９％以下だと十分な期間燃焼させることができない。
臭化ナトリウム(１０３)は、高さ数cm程度の中実円柱状に固めた臭化ナトリウム（NaBr）である。粉状であるなら、振動充填する。
ヘリウムを充填したのは、臭化ナトリウム棒（13２）が原子炉圧力によって押しつぶされるのを防ぐためである。
臭化ナトリウム棒（13２）を分散配列するのは、中性子吸収の重複を避けるためである。臭化ナトリウム棒（13２）の周辺の中性子は、ナトリウムにより吸収され減少する。当該臭化ナトリウム棒（13２）に隣接させて別の臭化ナトリウム棒（13２）を配置しても中性子吸収割合は少ない。中性子吸収効果が減じられてしまう。
臭化ナトリウム（融点755℃、沸点1390℃）のナトリウムは、速度の遅い低速中性子吸収作用は小さいが速度の速い中速中性子吸収作用は大きい。
ボイドが急に上昇（出力上昇とか冷却材流量減少とか冷却材喪失による）して中性子の減速作用が減少すると中速中性子割合が増加する。当該中速中性子をナトリウムが吸収するため、Pu富化度が高くボイド率が正になるMOX核燃料であっても、異常な出力上昇を抑制することができる。臭化ナトリウムなら固体であるから気泡発生による中速中性子吸収作用低下の心配はない。ナトリウム冷却高速炉の場合、ナトリウムに気泡が発生するとナトリウムの持つ中速中性子吸収作用が減じるために原子炉出力が大きく上昇する恐れがあった。本発明では、臭化ナトリウムは固体であるから気泡発生の心配はない。
なお、臭素も熱中性子吸収作用が小さいため、原子炉の通常運転には支障とならない。
上部プレナム（１６）空間にスプリングを挿入すれば円筒MOX核燃料（１４２）の輸送中の上下動が抑制できる。
上部埋込円筒端栓（１５２）や下部埋込円筒端栓（１４８）の固着密封には、電気溶接の他に、溶融した低融点金属（例えば鉛）を使えばよい。
円筒型MOX核燃料棒（１５１）に装荷する上下端部のMOXは、低密度にするか、或は可燃毒混合を添加して、局所的出力上昇を抑制する。
振動充填も考えられるが、たとえ粒径の違う３種のMOX粉を振動充填させても隙間が狭いと充填密度が上がらない。それに対して、内側円筒（１４１）に円筒MOX核燃料（１４２）を被せてから、外側に外側円筒（１５３）を被せれば（例えば焼嵌め）製造し易い。或は、内側円筒（１４１）の軸に外側円筒（１４３）の円筒中心軸が一致するように合わせてから内側円筒と外側円筒下端に下部埋込円筒端栓（１４８）を挿入固着密封し、外側円筒（１４３）の下に下部円筒差込端栓（１４９）を溶接接続してから、内側円筒と外側円筒で作られる隙間に円筒MOX核燃料（１４２）を挿入する。
Pu富化度が上がると、Puの崩壊熱や自発中性子による自発核分裂のために発熱量が大きくなる。当該核燃料集合体の輸送中の除熱を考えなければならない。本発明のように核燃料棒を内側と外側から冷却すれば良好な除熱ができる。
実施例１で図４，５、６を参照しながら記述する。
その他、例えば長さ1mの短尺の円筒型MOX核燃料棒を数本高さ方向に溶接接続して一体化すれば円筒型MOX核燃料棒（１５１）の製造がし易くなる。下部埋込円筒端栓（１４８）と下部円筒差込端栓（１４９）がない上端の短尺の円筒型MOX核燃料棒に、上部埋込円筒端栓（１５２）と上部円筒差込端栓（１５３）と下部埋込円筒端栓（１４８）と下部円筒差込端栓（１４９）がない中間部の短尺の円筒型MOX核燃料棒を溶接接続し、当該中間部の短尺の円筒型MOX核燃料棒下端に上部埋込円筒端栓（１５２）と上部円筒差込端栓（１５３）がない短尺の円筒型MOX核燃料棒を溶接接続する。或は、の短尺の臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）を縦に接続することも考えられる。
【０００６】
手段２を以下に示す。
手段１の臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）における円筒MOX核燃料（１４２）において、
使用済核燃料集合体から抽出された超ウラン元素（TRU）の酸化物に酸化ガドリニウムを添加したことを特徴とする臭化ナトリウム円筒TRU核燃料集合体。
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の総称である。一般に、熱中性子により核分裂する割合が大きいため、燃焼初期には出力が過大になり勝ちである。
超ウラン元素は燃焼した使用済核燃料の中に含まれている。高レベル廃棄物として厳重に長期間保管されるのが一般である。厄介物であるから早急に減量したい。本手段により長期間放射線を放出する高レベル廃棄物を有効に利用しながら減量することができる。
体積で0.5%未満添加した酸化ガドリニウムが熱中性子による核分裂の割合を燃焼初期において減じる。ガドリニウムは熱中性子を吸収する割合が非常に大きい。
ガドリニウムは高速中性子吸収作用が弱い。燃料棒間隙を0.0ｍｍから1.3mmとして狭くして高速中性子による出力割合を大きくした低減速の原子炉においては、出力低下の支障は生じない。
減速材でもある冷却水割合を少なくしているため、熱中性子割合が少ないからガドリニウムの消耗が緩やかである。なお、ガドリニウムは核分裂生成物として生成されもするから、存在量が急激に低下することはない。
再生された当該核燃料集合体が原子炉に装荷されるまで（例えば輸送経路途上）に、何らかの事象により急激な核反応が起きるのをガドリニウムの存在により防いでいる。
【０００７】
手段３を以下に示す。
手段１、２及び従来の核燃料集合体を以下の様にする。
チャンネルボックス（３５）をセラミック製または純鉄メタライジングセラミック製とするも制御棒ガイドローラに接触する部分をステンレス製とする。
純鉄メタライジングセラミックは、セラミックの表面を純鉄で覆ったメタライジングセラミックである。
臭化ナトリウム棒（13２）における被覆管（４１）を純鉄メタライジングセラミック製とする。
手段１、２の内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）を純鉄メタライジングセラミック製とする。
手段１、２の下部円筒差込端栓（１４９）及び上部円筒差込端栓（１５３）を純鉄メタライジングセラミック製としたことを特徴とする純鉄メタライジングセラミック核燃料集合体。
ステンレス製の下部埋込円筒端栓（１４８）及び上部埋込円筒端栓（１５２）も純鉄メタライジングセラミック製とすることも考えられる。
原子炉の冷却が損なわれるとジルコニウム合金製の内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）は高温になる。高温になったジルコニウムに適度な量の冷水が供給されると、高温のジルコニウムは水と反応して熱を発生させ、水素を発生させて酸化ジルコニウムになる。酸化ジルコニウムは脆いため内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）の形状が破壊され、核燃料や核分裂生成物は内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）の外に放出されるか溶融してしまう。
石英、炭化ケイ素、アルミナや部分安定化ジルコニウムを常温で成形した後、高温で焼結させたセラミックは高温になっても水と接触しても熱を発生させないから、核燃料や核分裂生成物が溶融する事態にはなり難い。欠点は気孔が多いため、気体または液体を透過させてしまうことである。前記セラミックに釉薬（例えば長石を懸濁した水）を塗布してから再び高温加熱処理すれば透過性の欠点は補える。釉薬に代わる手段としてメタライジングがある。
メタライジングとは、セラミックの非金属表面に金属層を形成させて表面を金属化することをいう。金属なら何でもよいという訳ではなく、ジルコニウムやマグネシウムやアルミニウムは、高温になると水と激しく反応するから避けねばならない。鉄がよい。塊もしくは膜状の鉄は、高温でも水または蒸気と激しくは反応しない。炭素を主体とする不純物が極めて少ない純鉄は、腐食されにくい。
母材のセラミックに純鉄をメタライジングする方法としては、無電解メッキ、溶射、真空蒸着、スパッタリング、イオンプレーティング、気相メッキ、ペースト焼き付け法などがある。
MOXの融点は1800℃程度であるから、純鉄メタライジングセラミック製の被覆管（４１）、内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）が溶けたとしても大きな熱を発生させないから、相当な量の核燃料は自立していられる。特に、円筒型MOX核燃料棒（１５１）が稠密に配列されていれば自立していやすい。
チャンネルボックス（３５）の重量は可成りのものであるから、これが高温になって水と反応すると莫大な熱を発生させ、MOXを溶かしてしまう事態もあり得る。ジルコニウム合金製のチャンネルボックス（３５）をセラミック製とすれば発熱が防げる。チャンネルボックス（３５）は、発熱も気体の発生もないため、水や蒸気や気体の浸透や透過を考慮するする必要がない。したがって、メタライジングセラミック製とすることなく、単に、セラミック製とした。
ただし、セラミック製または純鉄メタライジングセラミック製のチャンネルボックス（３５）において、制御棒ガイドローラに接触する部分には応力がかかるため当該部分をステンレス製にする。
結局、原子炉の中にジルコニウムを持ち込まなければ、大事故には至り難い。
純鉄メタライジングセラミック製核燃料集合体或は従来の核燃料集合体の使用済のものから中の核燃料を取り出して、1度使用した純鉄メタライジングセラミック製の被覆管（４１）に再処理した核燃料を装荷して核燃料棒となし、前記核燃料棒を1度使用したセラミック製のチャンネルボックス（３５）で覆って核燃料集合体とすれば、廃棄物処分の社会的困難を思えば高コストとなろうとも実施可能である。
ちなみに、石英管では長さが120cm、炭化ケイ素管では89.4cmの製品がある。もっと長くすることは可能であると考えられるし、接合して長くしてもよい。
家庭用輻射式暖房器には、石英管が使われているものがあるから耐熱性がある。
従来の核燃料集合体（３０）に純鉄メタライジングセラミックを導入することもできる。従来の核燃料棒（３１）にあっては下部差込端栓（４９）及び上部差込端栓（５３）も純鉄メタライジングセラミック製として純鉄メタライジングセラミック核燃料集合体とする。
純鉄の代わりにステンレスでもよい。
実施例３で図７を参照しながら記述する。
【発明の効果】
【０００８】
Pu富化度が低くウラン成分が多いMOXを燃焼させるとPuの生成割合が大きくなってしまうから、Puを迅速に消滅させるためにはMOX中のPu富化度を高くしたい。しかし、核分裂反応が活発に成りすぎるため除熱が難しい。そこで、MOX核燃料棒を円筒にすると、冷却水との接触が外表面だけでなく内側表面でも行われるから除熱効率が上がる。
MOX中のPu富化度を上げてウランを可能な限り減らして燃焼すれば、生成されるPu割合が少なくなるから、Puを減量することができる。
臭化ナトリウムを導入した核燃料集合体において、ナトリウムは速度の遅い低速中性子吸収作用は小さいが速度の速い中速中性子吸収作用は大きい。したがって、ボイドが急に上昇して中性子の減速作用が減少すると中速中性子割合が増加する。当該中速中性子をナトリウムが吸収するため、Pu富化度が高くボイド率が正になるMOX核燃料であっても、異常な出力上昇を抑制することができる。
超ウラン元素のみを円筒型MOX核燃料棒（１５１）に装荷すると、原子炉中での全核燃料重量は、現行原子炉中に装荷されている全核燃料重量の１０分の１程度になるから、全保有熱量も１０分の１程度になる。したがって、冷却材喪失事故が生じても熱除去は速やかに実施できる。
従来の使用済核燃料集合体から抽出されたPuを主として含有する超ウラン元素（核爆弾にはなり難い）をそのまま燃焼させることができるため、核兵器製造の疑いをもたれることなく、超ウラン元素を効率よく燃焼消滅させることができる。エネルギーセキュリティーも高まる。
長期間改善が施されてきた（ソフトウエアでのデバッグに相当する）現在稼働中の沸騰水型原子炉の構造変更無しに、交換可能な核燃料集合体を定期検査時に取り替えるだけで、プルトニウムを有効に燃焼させるようにすることができる。
純鉄メタライジングセラミック核燃料集合体は、事故時に高温になり、そこに水が供給されても発熱反応が生じないため、原子炉炉心溶融といった事態には進展し難い。安全性が高まる。
【発明を実施するための最良の形態】
【０００９】
プルトニウムが効率よく燃焼できて、かつボイド反応度挙動が負で安全性の高い核燃料集合体が提供できた。
【実施例１】
【００１０】
図４は、手段１における円筒型MOX核燃料棒（１５１）及び臭化ナトリウム棒（13２）を正方格子状に配列した臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）の平面図である。見易くするために隣接する円筒型MOX核燃料棒（１５１）の間隙を広くしてある。隣接する円筒型MOX核燃料棒（１５１）間隙は0.1cmと想定している。チャンネルボックス（３５）内に稠密に装荷して減速材でもある水をできるだけ排除するために、外側円筒（１４３）直径を大きくした。
各臭化ナトリウム棒（13２）は、互いに隣接しないように分散配列した。下に、臭化ナトリウム棒（13２）の概観図を示した。被覆管（４１）の中に臭化ナトリウム（１０３）を充填した。高さ１ｃｍ程度の中実円柱形状にして連続堆積してもよいし、粉末を振動充填してもよい。
図５は、円筒型MOX核燃料棒（１５１）の縦断面図である。縦断面図の右横に当該核燃料棒の高さ中央部の平面図を示した。冷却水の1部は、内部冷却水流入口（２４１）から冷却水内部通路（１４５）を貫通する。縦断面図の下に当該核燃料棒下端部の詳細を示した。内側円筒（１４１）と外側円筒（１４３）とで作られる隙間空間に下部埋込円筒端栓（１４８）を挿入し、溶融金属で密封する。下部埋込円筒端栓（１４８）の真下に冷却水内部通路（１４５）を揃えて、下部円筒差込端栓（１４９）を溶接する。下部円筒差込端栓（１４９）は、上部が傘部となっていて外直径は外側円筒（１４３）の外直径と同じであって中央に冷却水内部通路（１４５）用の穴があいている。傘部の下は外側円筒（１４３）の外直径よりも小さく、中央に冷却水内部通路（１４５）用の穴があいている。
上部埋込円筒端栓（１５２）の真上に冷却水内部通路（１４５）を揃えて、上部円筒差込端栓（１５３）を溶接する。上部円筒差込端栓（１５３）は、下部が傘部となっていて外直径は外側円筒（１４３）の外直径と同じであって中央に冷却水内部通路（１４５）用の穴があいている。傘部の上は外側円筒（１４３）の外直径よりも小さく、中央に冷却水内部通路（１４５）用の穴があいている。
参考として図６に、円筒型MOX核燃料棒（１５１）の内側円筒半径が非常に小さいゼロの場合の、蒸気ボイド９５％での、Pu富化度9%の中実円柱形MOXペレットを内蔵するMOX核燃料棒の実効増倍率(keff)（増倍率に中性子漏洩を考慮した値）の燃焼度挙動を模式的に示した。
MOX核燃料棒（被覆管直径1.4cm、被覆管厚さ0.1cm、隣接するMOX核燃料棒との間隙0.1cm、U235濃度0.3%の劣化ウランにPuを9%混合したMOX（Pu富化度9%のMOX）ペレット）を正方格子状に無限に配列し、中性子漏洩の影響は炉心等価直径6.7m、炉心高さ3mとした場合の実効増倍率の燃焼挙動の例である。
燃焼度(MWd/t)を示す横軸の目盛値、例えば5.00E+3は、5000MWd/tを示す。ｋeffは、未燃焼では1.0以下の未臨界であるが1.0E+5 MWd/t前後では1.02にもなる。現行BWRのように４バッチ交換をすれば出力運転することが可能である。即ち、運転開始時の炉心を、未燃焼核燃料集合体（ｋeff=0.96 ）、2.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=0.99 ）、4.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=1.003 ）、6.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=1.013 ）とすると平均ｋeff=1.0になる。2.0E+4 MWd/t運転後の炉心は、2.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=0.99 ）、4.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=1.003 ）、6.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=1.013 ）、8.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=1.017 ）とすると平均ｋeff=1.006になる。
燃焼初期keffが過小である場合は、燃焼が進んでkeffが大きくなった燃料集合体を炉心中央部に配置すれば炉心平均keffは大きくなる。更には、6バッチ交換とすればkeffは確実に大きくなる。
建設したばかりで全核燃料集合体を当該核燃料集合体にすると定常運転時でのkeffは1.0以下の未臨界であるから出力が得られない。そこで、keffを1.0以上にするためにPuf量の多いまたは濃縮ウランからなる核燃料集合体も炉心に適宜装荷すればよい。定期検査の度毎に、Pu富化度9%のMOXを内蔵するMOX核燃料棒からなる新品核燃料集合体に順次置き換えてゆく。
実効増倍率ｋeffの燃焼度挙動は、現行BWRにおける可燃性毒物添加核燃料集合体の燃焼度挙動と類似して、未燃焼では1.0以下の未臨界であるが、燃焼が進むに連れて1.0以上になる。
冷態停止状態でのkeffの調節はガドリニウム添加により、制御棒が挿入されればkeffは1.0以下の未臨界になる。
燃焼初期での蒸気ボイド９５％前後でのボイド反応度挙動は負であるが、Pu富化度が13%を超えるとボイド反応度挙動は正になってしまう可能性がある。Pu富化度が10%程度なら本発明の様に、臭化ナトリウム棒（1３２）中のナトリウムがボイド反応度挙動を確実に負にする。
【実施例２】
【００１１】
実施例１ではUとPuとが分離される工程の存在する再処理法を前提として、ネプツニウム（Np）やアメリシウム（Am）やキューリューム（Cm）を含有しないMOX核燃料であった。
手段２の本実施例では、使用済核燃料からウランと超ウラン元素を分離して、超ウラン元素の酸化物とガドリニアを円筒型MOX核燃料棒（１５１）に装荷する。
ウランを殆ど含有しないので、燃焼させれば超ウラン元素は増加しないで、確実に減少する。したがって、高レベル廃棄物は確実に減少する。
超ウラン元素のみを装荷するため、崩壊熱や自発核分裂発熱が非常に大きいが、1本の円筒型MOX核燃料棒（１５１）に含有できる1cm当たりの超ウラン元素重量は、1本の現行核燃料棒（３１）に含有できる1cm当たりの核燃料重量の１０分の１程度である。したがって、円筒型MOX核燃料棒（１５１）1cm当たりの発熱量は従来程度になる。
高レベル廃棄物を急速に減少させることができる。なお、実効増倍率の調節には、固体核分裂生成物やジルコニア等を希釈材として調節する。ジルコニアは、従来の使用済チャンネルボックスのジルコニウム合金を利用することも考えられる。
超ウラン元素のみの円筒型MOX核燃料棒（１５１）からなる原子炉中に装荷されている全核燃料重量は、現行原子炉中に装荷されている全核燃料重量の１０分の１程度になるから、従来のMOX装荷原子炉に比べて熱容量が小さくなる。したがって、通常運転から停止すれば原子炉温度は急速に低下する。万一、冷却材喪失事故が生じても熱除去は速やかに実施できる。停止時冷却系の性能を低く抑えることができる。
【実施例３】
【００１２】
手段１、２での核燃料集合体の構造材は、ステンレスであった。
手段３の本実施例では、手段１，２での核燃料集合体にセラミック製または純鉄メタライジングセラミック製を導入する。
図７は、手段３における純鉄メタライジングセラミック核燃料集合体の平面図である。
チャンネルボックス（３５）をセラミック製または純鉄メタライジングセラミック製とする。ただし、当該チャンネルボックスにおいて、制御棒ガイドローラに接触する部分はステンレス製とする。御棒ガイドローラによる摺動を考慮した。
臭化ナトリウム棒（13２）における被覆管（４１）を純鉄メタライジングセラミック製とする。冷却水が臭化ナトリウム棒（13２）の中に浸み込んでくるのを防ぐ。
純鉄メタライジングセラミック製の内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）は、事故時に高温になった状態で、適度な量の冷水が供給されても水と反応して熱を発生させない。内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）の形状が保たれ、核燃料や核分裂生成物は内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）の中に保持される。
【産業上の利用可能性】
【００１３】
使用済核燃料から超ウラン元素を除くと劣化ウランが残ってしまう。多くの国では、ウランは密度が高いから、大砲の弾丸（劣化ウラン弾）や戦車の外壁に使うから問題が少ない。劣化ウラン弾は外国軍隊では通常のように使われている（劣化ウラン弾を保管している側の兵士は日常的に身近にウランに晒されている。自分たちの健康管理を無視する筈がない）。しかし、日本では核兵器であるとの理由で禁止し、タングステンで代替したが馬鹿げた話である（反対する代議士、応える代議士、報道するジャーナリストどうかしている）。実際の戦闘になったら高価なタングステン製弾丸を使う筈がない（敵はタングステン破片を拾い集めるであろう）。
日本が戦争をさせない国になっていれば、敵は安心して武力携行して戦争できない日本に戦争を仕掛け占領することができる（路上ヒッタクリ犯は老女をターゲットとする。屈強な男はヒッタクリに合わない）。諸外国に戦争気分を起こさせるきっかけになる。その際、敵はほぼ確実にタングステン製弾丸ではなく劣化ウラン弾を撃ってくる。
日本の射撃訓練所の着弾地途中に劣化ウラン原料（例えば、使用済核燃料、高レベル廃棄物）を埋設しておけばよい。水源汚染を問題にする活動家対策としては、容器の中に入れてから埋設すればよい。ウランの酸化物は天然でも土中に存在しており、花崗岩（六甲山）中には特に多く存在している。したがって、劣化ウランは劣化ウラン弾として厳重に保管管理しさえすれば、劣化ウラン問題は解消される。
全世界が欲しがる石油を低コストで守るために、産油国は核保有したがるであろう。その時、ウランの濃縮で発生する大量の微濃縮ウランを有効に利用しなければ核兵器は安くならない。そのためにも微濃縮ウラン使用の原子力発電が欠かせない。一方、発生するプルトニウムの処分は難題である。これを解決するのが本発明の燃料集合体を装荷した原子炉である。
大国に挟まれた小国が自国のアイデンテティを維持するには、通常兵器に比べてコストパーフォーマンスのよい核兵器が適している。核物質搭載した多数のドローン（主要メーカは中国企業）で反撃できる。戦車よりも安上がりである（双方のゲームマニアが膨大な数のドローンを操縦しての戦いになる）。大国に占領され奴隷化されるくらいなら核汚染も厭わない。したがって、大国に挟まれた小国も原子力発電所を保有したがるであろう。
近隣の原子力発電保有国は、自国のみが利益が得られるように隣国の原子力発電を廃棄させる工作を弄するであろう。その時、政権を困らせることに熱心なマスコミや政党と結託するであろう。政権を困らせたり傀儡政権樹立に熱心であったりするマスコミや政党にあうと、石油焚き発電だけにしておいてから近海のタンカー事故（船籍が国外であっても）で油が流出しようものなら、南米、南洋諸島の国にも油が漂流してくると、それ等国々に報告に行って、日本に謝罪と賠償を請求させようとするから、重油焚き発電所やジーゼル自動車・船舶は用心したほうがいい。本発明の燃料集合体を装荷した原子炉を利用する方が良い。
自宅・事務所の電源を太陽光発電にしているようには見えない政治家が太陽光発電を推奨している。利用しているなら利用状況を喧伝するはずである。利用状況説明を詰問しないマスコミや原発推進者は怠慢である。自分は太陽光発電設備を敷設せずに他人に推奨する政治家は、無責任だけではすまされないし、政治家である前にその人間性が疑われる。
自社商品売れ行きを良くするためのコマーシャルの間に放映するＴＶ番組費用を出すスポンサーは、真剣にコマーシャルに向き合う必要があろう。当該番組コメンテイタが時折主催する事前懇談コーヒーブレイクには必ず出席して意見交換する必要があろう。事前懇談コーヒーブレイクを持たないようなコメンテイタがいるＴＶ番組からは撤退するのが筋であろう。コメンテイタが恣意的反原発を掲げるのは尊重するが、そういったコメンテイタが出ている番組のスポンサーは、その番組から撤退するのも筋である。コメンテイタは新たなスポンサ（例えば石油業界、太陽光発電専用会社）を探すか、番組に出なければよい（悪い会社の番組から降りた司会者は少なからずいた）。いかなる思想の政権であろうと政府が介在する余地はないはずである。
物価上昇のためには、石油値段の上昇に期待するよりも、高価ではあるが富が国外に流出しない太陽光発電量増加の方が、特に、地方経済にとって望ましい。最も望ましいのは、富が国外に流出する火力発電を少なくして、国外に流出する富が比較的少なく（濃縮ウランは外国から買うが、再処理プルトニウムは国産）かつ値段の安い原子力発電で弱者救済（今の福祉バブルがはじけるまで福祉が増加する。）の費用を捻出する。膨大な国の借金を実効的に下げることになる物価上昇のために、高価ではあるが富が国外に流出しない太陽光発電とするのが望ましい。「原子力発電と太陽光発電」を導入するということに対して、国には説明責任が求められる。
新型インフルを怖がる人、タバコ煙を怖がる人、閉空間を怖がる人、高所を怖がる人がいて、そんな怖いものを１００％無くすか無力化することは不可能でも、当人はそれぞれに真剣に怖がる。心底怖がっている原発を日本が廃止したとしても、近隣には原発が存在し続ける。脱原発の人が怖がっている程度（脱原発の人が怖がっている原発事故がどんなものなのか不明である）の事故が近隣の原発で生じたらどうするつもりかは聞こえてこない。外国の原発事故からの逃げ方や回復の仕方を脱原発の人たちは考えているようには見えない。
たとえ全世界から原発がなくなったとしても化石燃料自家発電は存在し、当該事故もかなり怖く、現実に怪我人（場合によっては一酸化ガス中毒）が出ている。一方、日本の原発では死人が出ていないが、仮に出たとして、原発で死ぬのと化石燃料自家発電で死ぬのとで、死んだ人間にとっては、代わりはないはずである（ただし、イルカの捕獲の仕方の残酷程度を問題視する向きもある）。
福島のようなことにはなり難い原子炉の発明が今後出てくるが、従来型BWRに本発明の燃料集合体を装荷した原子炉は１例である。心底怖がっている人は別として、「饅頭怖い」式の、自己愛強烈で不満を持ち自己存在アピールのための邪悪な原発怖がり人に乗せられるか、敢えて乗る、名前を売りたい政治家・個人記者・知識人には注意が必要である。脱原発の声には心奪われることなく弱者救済や温暖化対策や汚染ガス削減のために原子力発電を続ける政治家もいる。
【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】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の部分図及び核燃料棒（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】手段1における円筒型MOX核燃料棒（１５１）及び臭化ナトリウム棒（13２）を正方格子状に配列した臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）の平面図である。
【図５】円筒型MOX核燃料棒（１５１）の縦断面図。
【図６】蒸気ボイド９５％での、Pu富化度9%のMOXペレットを内蔵する核燃料棒(31)の実効増倍率(keff)（増倍率に中性子漏洩を考慮した値）の燃焼度挙動を模式的に示した例。
【図７】手段３における純鉄メタライジングセラミック核燃料集合体の平面図。
【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。
１０３は臭化ナトリウム。
１３２は臭化ナトリウム棒。
１４０は臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体。
１４１は内側円筒。
１４２は円筒MOX核燃料。
１４３は外側円筒。
１４５は冷却水内部通路。
１４８は下部埋込円筒端栓。
１４９は下部円筒差込端栓。
１５１は円筒型MOX核燃料棒。
１５２は上部埋込円筒端栓。
１５３は上部円筒差込端栓。
２４１は内部冷却水流入口。
【図１】
2017003334.tif 000003
【図２】
2017003334.tif 000004
【図３】
2017003334.tif 000005
【図４】
2017003334.tif 000006
【図５】
2017003334.tif 000007
【図６】
2017003334.tif 000008
【図７】
2017003334.tif 000009
【手続補正書】
【提出日】平成27年6月6日(2015.6.6)
【手続補正１】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】全文
【補正方法】変更
【補正の内容】
【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の部分図及び核燃料棒（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。
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。
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。
【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。
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。
【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」。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
現在稼動中の沸騰水型原子炉の炉心は、熱中性子を利用して、高価な濃縮ウラン（例えばウラン235の濃度が約4%の濃縮ウランを使用する。ちなみに、天然ウランはウラン235の濃度が約0.7%）や再処理費用が高いプルトニウムの使用量を節約している。
熱中性子を利用する現行の沸騰水型原子炉の炉心における核燃料は燃焼で消耗する。限りあるウランの使用に問題が生じつつあることや使用済燃料から出てきた原爆の原料となり易いプルトニウム（Pu）の蓄積量が顕著になってきたこととあいまって、プルトニウムの有効利用が必要になってきた。
現行沸騰水型原子炉の系統設備やシステムはほぼ完成されたものであり安全性も高い。できるだけ現行沸騰水型原子炉の構造を変更しないで高速中性子を利用してPuを効率よく安全に燃焼させたい。
そのためには、減速材である水を極力排除し低減速にし、高速中性子を利用したい。
一方、高速中性子を利用してPuを効率よく燃焼させるには、MOX中のPuの富化度を高める必要がある（UとPuの混合物中に占めるPuの比率を高めることを富化と言い、MOX中に占めるPuの比率を富化度という）。
高速中性子によるPuの核分裂断面積SFf、高速中性子によるPuの捕獲断面積SFc、
熱中性子によるPuの核分裂断面積STf、熱中性子によるPuの捕獲断面積STcとすると、
SFf / SFc はSTf / STc  よりも大きい。したがって、Puは、高速中性子に対しては効率よく核分裂する。
一方、SFfはSTfよりも小さいため、原子炉を臨界にするためには核燃料集合体中に多くのPuを内包させる必要がある。Pu富化度を高める必要がある。ただし、Pu富化度を高めるとボイド反応度挙動が正になり易く安全性に問題が生じる。従来の沸騰水型原子炉での熱中性子によるMOX燃焼ではPu富化度が低かったから問題は生じなかった。
核分裂連鎖反応を維持するためには、核分裂によって生じた当世代における中性子の中の少なくとも1個が、次世代における核分裂をおこさなければならない。この条件は、 （次世代における中性子の数）/ (当世代における中性子の数）と表され増倍率と呼ばれている。
定常出力運転中に冷却材流量低下が生じたような場合に、蒸気ボイド割合が突然増加し中性子速度減速の様子が変わり、増倍率が変化する。蒸気ボイド割合の変化に伴う増倍率の変化をここではボイド反応度挙動と呼ぶ。ボイド反応度挙動が正であると、蒸気ボイド割合が突然増加すると増倍率が増加する。負であると、蒸気ボイド割合が突然増加すると増倍率が減少する。
増倍率のボイド反応度挙動が正であると、核分裂が更に活発になり出力が増加する。出力が増加すると蒸気ボイド量が更に増加する。冷却不足になり燃料ペレットの中心部が溶けることも想定され燃料ペレットの膨張により被覆管が破損し、放射能が被覆管から冷却材中に漏れることも想定される。直ちに、周辺住民の安全性が脅かされる訳ではないが好ましいことではない。
原子力発電技術は信頼性及び安全性を重んじ、実績のある保守的な技術が重要視される。したがって、現在運転している原子炉をできるだけ変えずにPuを効率よく燃焼させたい。
炉心にPuを従来よりも多く装荷するとなると、ボイド反応度挙動が正になり易く、出力が上昇しやすくなるため被覆管が高温になることに注意しなければならない。ジルコニウム製の被覆管が高温になると（900℃以上になると顕著になる）、被覆管中のジルコニウムが冷却材である水と反応して水素が発生する。以下に補足説明を付した。
ジルコニウムは鉄に比べてイオン化傾向が高いため、高温水と接触すると、高温ジルコニウムから高温水に向かって著しく電子が放出される。電子を失ったジルコニウムは急激に正電荷を帯びる。この結果、クーロン力によって被覆管は粉々になって水中に飛び散る。細粒となったジルコニウムは水との接触面積が巨大になり、水とジルコニウムとの反応が連鎖反応的に進行する。
被覆管として、ジルコニウムよりもイオン化傾向が低い鉄を使うなら、水と鉄との反応の進行の度合いを緩和することができそうである。鉄にパラジウムを添加してイオン化傾向をゼロに近づけた被覆管とすれば、水との反応をかなり抑えられると考えられる。
パラジウムのイオン化傾向は正であるから鉄の負のイオン化傾向を相殺する。しかも、パラジウムの中性子吸収割合は比較的小さいから核反応を邪魔しない。融点は1550℃と比較的高いので被覆管の健全性を損なわない。
【課題を解決するための手段】
【０００５】
手段１を以下に示す。
沸騰水型原子炉に装荷せる核燃料を内包する核燃料棒（３１）を正方格子状に配列してなる核燃料集合体（３０）において、核燃料棒（３１）を円筒型MOX核燃料棒（１５１）とし、前記円筒型MOX核燃料棒（１５１）の数本に代えて同数の臭化ナトリウム棒（13２）を分散配列して臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）とする。
臭化ナトリウム棒（13２）は、パラジウム添加ステンレス製の円筒形鞘である被覆管（４１）に粉状または多数個の円柱形に整形した臭化ナトリウム(１０３)を連続堆積充填すると共にヘリウムを密封してなる。
円筒型MOX核燃料棒（１５１）は、プルトニウム富化度が９％から１３％のMOXを円筒状に焼結した円筒MOX核燃料（１４２）を多数個連続堆積させてパラジウム添加ステンレス製の内側円筒（１４１）と外側円筒（１４３）とで円筒中心軸を同じくして挟む。
上記内側円筒と外側円筒は、円筒MOX核燃料（１４２）全長よりも上下に長い。
上記内側円筒と外側円筒で作られる隙間下端に下部埋込円筒端栓（１４８）を挿入し固着密封した後、前記外側円筒の下に下部円筒差込端栓（１４９）を溶接接続する。
上記内側円筒と外側円筒で作られる隙間上端に上部埋込円筒端栓（１５２）を挿入し固着密封した後、前記外側円筒の上に上部円筒差込端栓（１５３）を溶接接続する。
上部埋込円筒端栓（１５２）下部と円筒MOX核燃料（１４２）上部とで作られる上部プレナム（１６）空間にヘリウムを充填して円筒型MOX核燃料棒（１５１）となす。
当該円筒型MOX核燃料棒（１５１）の下部円筒差込端栓（１４９）を下部結合板（５０）の下部結合板格子部（５２）に支えられている下部端栓軸差込部（５１）に差し込み、当該円筒型MOX核燃料棒（１５１）の上部円筒差込端栓（１５３）を上部タイプレート（２）の上部端栓差込口（２２）に差し込み、前記円筒型MOX核燃料棒（１５１）を0.0ｍｍから1.3mmの間隙で正方格子状に配列する。
前記円筒型MOX核燃料棒（１５１）の数本に代えて同数の臭化ナトリウム棒（13２）を分散配列して、前記円筒型MOX核燃料棒（１５１）と臭化ナトリウム棒（13２）からなる束の4面をパラジウム添加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）の中に覆って臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）とする。
臭化ナトリウム棒（13２）を分散配列するとは、臭化ナトリウム棒（13２）は互いに隣接しないように分散させて配列するということである。
なお、下部円筒差込端栓（１４９）を溶接接続した後、上記内側円筒と外側円筒とで作られる隙間に円筒MOX核燃料（１４２）を装荷してもよい。
Puを効率よく燃焼させるため、減速材である冷却水を少なくするために隣接する円筒型MOX核燃料棒（１５１）間隙を0.0ｍｍから1.3mmにした。従来では2mm程度はあった。
プルトニウム富化度を９％から１３％にすると、ボイド反応度挙動が大きく正になることがない。更に、臭化ナトリウム棒（13２）に装荷されている臭化ナトリウムで、ボイド反応度挙動が正になるのを抑制できる。
プルトニウム富化度が９％以下だと十分な期間燃焼させることができない。
臭化ナトリウム(１０３)は、高さ数cm程度の中実円柱状に固めた臭化ナトリウム（NaBr）である。粉状であるなら、振動充填する。
ヘリウムを充填したのは、臭化ナトリウム棒（13２）が原子炉圧力によって押しつぶされるのを防ぐためである。
臭化ナトリウム棒（13２）を分散配列するのは、中性子吸収の重複を避けるためである。臭化ナトリウム棒（13２）の周辺の中性子は、ナトリウムにより吸収され減少する。当該臭化ナトリウム棒（13２）に隣接させて別の臭化ナトリウム棒（13２）を配置しても中性子吸収割合は少ない。中性子吸収効果が減じられてしまう。
臭化ナトリウム（融点755℃、沸点1390℃）のナトリウムは、速度の遅い低速中性子吸収作用は小さいが速度の速い中速中性子吸収作用は大きい。
ボイドが急に上昇（出力上昇とか冷却材流量減少とか冷却材喪失による）して中性子の減速作用が減少すると中速中性子割合が増加する。当該中速中性子をナトリウムが吸収するため、Pu富化度が高くボイド率が正になるMOX核燃料であっても、異常な出力上昇を抑制することができる。臭化ナトリウムなら固体であるから気泡発生による中速中性子吸収作用低下の心配はない。ナトリウム冷却高速炉の場合、ナトリウムに気泡が発生するとナトリウムの持つ中速中性子吸収作用が減じるために原子炉出力が大きく上昇する恐れがあった。本発明では、臭化ナトリウムは固体であるから気泡発生の心配はない。
なお、臭素も熱中性子吸収作用が小さいため、原子炉の通常運転には支障とならない。
上部プレナム（１６）空間にスプリングを挿入すれば円筒MOX核燃料（１４２）の輸送中の上下動が抑制できる。
上部埋込円筒端栓（１５２）や下部埋込円筒端栓（１４８）の固着密封には、電気溶接の他に、溶融した低融点金属（例えば鉛）を使えばよい。
円筒型MOX核燃料棒（１５１）に装荷する上下端部のMOXは、低密度にするか、或は可燃毒混合を添加して、局所的出力上昇を抑制する。
振動充填も考えられるが、たとえ粒径の違う３種のMOX粉を振動充填させても隙間が狭いと充填密度が上がらない。それに対して、内側円筒（１４１）に円筒MOX核燃料（１４２）を被せてから、外側に外側円筒（１５３）を被せれば（例えば焼嵌め）製造し易い。或は、内側円筒（１４１）の軸に外側円筒（１４３）の円筒中心軸が一致するように合わせてから内側円筒と外側円筒下端に下部埋込円筒端栓（１４８）を挿入固着密封し、外側円筒（１４３）の下に下部円筒差込端栓（１４９）を溶接接続してから、内側円筒と外側円筒で作られる隙間に円筒MOX核燃料（１４２）を挿入する。
Pu富化度が上がると、Puの崩壊熱や自発中性子による自発核分裂のために発熱量が大きくなる。当該核燃料集合体の輸送中の除熱を考えなければならない。本発明のように核燃料棒を内側と外側から冷却すれば良好な除熱ができる。
実施例１で図４，５、６を参照しながら記述する。
その他、例えば長さ1mの短尺の円筒型MOX核燃料棒を数本高さ方向に溶接接続して一体化すれば円筒型MOX核燃料棒（１５１）の製造がし易くなる。下部埋込円筒端栓（１４８）と下部円筒差込端栓（１４９）がない上端の短尺の円筒型MOX核燃料棒に、上部埋込円筒端栓（１５２）と上部円筒差込端栓（１５３）と下部埋込円筒端栓（１４８）と下部円筒差込端栓（１４９）がない中間部の短尺の円筒型MOX核燃料棒を溶接接続し、当該中間部の短尺の円筒型MOX核燃料棒下端に上部埋込円筒端栓（１５２）と上部円筒差込端栓（１５３）がない短尺の円筒型MOX核燃料棒を溶接接続する。或は、の短尺の臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）を縦に接続することも考えられる。
【０００６】
手段２を以下に示す。
手段１の臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）における円筒MOX核燃料（１４２）において、
使用済核燃料集合体から抽出された超ウラン元素（TRU）の酸化物に酸化ガドリニウムを添加したことを特徴とする臭化ナトリウム円筒TRU核燃料集合体。
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の総称である。一般に、熱中性子により核分裂する割合が大きいため、燃焼初期には出力が過大になり勝ちである。
超ウラン元素は燃焼した使用済核燃料の中に含まれている。高レベル廃棄物として厳重に長期間保管されるのが一般である。厄介物であるから早急に減量したい。本手段により長期間放射線を放出する高レベル廃棄物を有効に利用しながら減量することができる。
体積で0.5%未満添加した酸化ガドリニウムが熱中性子による核分裂の割合を燃焼初期において減じる。ガドリニウムは熱中性子を吸収する割合が非常に大きい。
ガドリニウムは高速中性子吸収作用が弱い。燃料棒間隙を0.0ｍｍから1.3mmとして狭くして高速中性子による出力割合を大きくした低減速の原子炉においては、出力低下の支障は生じない。
減速材でもある冷却水割合を少なくしているため、熱中性子割合が少ないからガドリニウムの消耗が緩やかである。なお、ガドリニウムは核分裂生成物として生成されもするから、存在量が急激に低下することはない。
再生された当該核燃料集合体が原子炉に装荷されるまで（例えば輸送経路途上）に、何らかの事象により急激な核反応が起きるのをガドリニウムの存在により防いでいる。
【０００７】
手段３を以下に示す。
手段１、２及び従来の核燃料集合体を以下の様にする。
チャンネルボックス（３５）をセラミック製または純鉄メタライジングセラミック製とするも制御棒ガイドローラに接触する部分をステンレス製とする。
純鉄メタライジングセラミックは、セラミックの表面を純鉄で覆ったメタライジングセラミックである。
臭化ナトリウム棒（13２）における被覆管（４１）を純鉄メタライジングセラミック製とする。
手段１、２の内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）を純鉄メタライジングセラミック製とする。
手段１、２の下部円筒差込端栓（１４９）及び上部円筒差込端栓（１５３）を純鉄メタライジングセラミック製としたことを特徴とする純鉄メタライジングセラミック核燃料集合体。
ステンレス製の下部埋込円筒端栓（１４８）及び上部埋込円筒端栓（１５２）も純鉄メタライジングセラミック製とすることも考えられる。
原子炉の冷却が損なわれるとジルコニウム合金製の内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）は高温になる。高温になったジルコニウムに適度な量の冷水が供給されると、高温のジルコニウムは水と反応して熱を発生させ、水素を発生させて酸化ジルコニウムになる。酸化ジルコニウムは脆いため内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）の形状が破壊され、核燃料や核分裂生成物は内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）の外に放出されるか溶融してしまう。
石英、炭化ケイ素、アルミナや部分安定化ジルコニウムを常温で成形した後、高温で焼結させたセラミックは高温になっても水と接触しても熱を発生させないから、核燃料や核分裂生成物が溶融する事態にはなり難い。欠点は気孔が多いため、気体または液体を透過させてしまうことである。前記セラミックに釉薬（例えば長石を懸濁した水）を塗布してから再び高温加熱処理すれば透過性の欠点は補える。釉薬に代わる手段としてメタライジングがある。
メタライジングとは、セラミックの非金属表面に金属層を形成させて表面を金属化することをいう。金属なら何でもよいという訳ではなく、ジルコニウムやマグネシウムやアルミニウムは、高温になると水と激しく反応するから避けねばならない。鉄がよい。塊もしくは膜状の鉄は、高温でも水または蒸気と激しくは反応しない。炭素を主体とする不純物が極めて少ない純鉄は、腐食されにくい。
母材のセラミックに純鉄をメタライジングする方法としては、無電解メッキ、溶射、真空蒸着、スパッタリング、イオンプレーティング、気相メッキ、ペースト焼き付け法などがある。
MOXの融点は1800℃程度であるから、純鉄メタライジングセラミック製の被覆管（４１）、内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）が溶けたとしても大きな熱を発生させないから、相当な量の核燃料は自立していられる。特に、円筒型MOX核燃料棒（１５１）が稠密に配列されていれば自立していやすい。
チャンネルボックス（３５）の重量は可成りのものであるから、これが高温になって水と反応すると莫大な熱を発生させ、MOXを溶かしてしまう事態もあり得る。ジルコニウム合金製のチャンネルボックス（３５）をセラミック製とすれば発熱が防げる。チャンネルボックス（３５）は、発熱も気体の発生もないため、水や蒸気や気体の浸透や透過を考慮するする必要がない。したがって、メタライジングセラミック製とすることなく、単に、セラミック製とした。
ただし、セラミック製または純鉄メタライジングセラミック製のチャンネルボックス（３５）において、制御棒ガイドローラに接触する部分には応力がかかるため当該部分をステンレス製にする。
結局、原子炉の中にジルコニウムを持ち込まなければ、大事故には至り難い。
純鉄メタライジングセラミック製核燃料集合体或は従来の核燃料集合体の使用済のものから中の核燃料を取り出して、1度使用した純鉄メタライジングセラミック製の被覆管（４１）に再処理した核燃料を装荷して核燃料棒となし、前記核燃料棒を1度使用したセラミック製のチャンネルボックス（３５）で覆って核燃料集合体とすれば、廃棄物処分の社会的困難を思えば高コストとなろうとも実施可能である。
ちなみに、石英管では長さが120cm、炭化ケイ素管では89.4cmの製品がある。もっと長くすることは可能であると考えられるし、接合して長くしてもよい。
家庭用輻射式暖房器には、石英管が使われているものがあるから耐熱性がある。
従来の核燃料集合体（３０）に純鉄メタライジングセラミックを導入することもできる。従来の核燃料棒（３１）にあっては下部差込端栓（４９）及び上部差込端栓（５３）も純鉄メタライジングセラミック製として純鉄メタライジングセラミック核燃料集合体とする。
純鉄の代わりにステンレスでもよい。
実施例３で図７を参照しながら記述する。
【発明の効果】
【０００８】
Pu富化度が低くウラン成分が多いMOXを燃焼させるとPuの生成割合が大きくなってしまうから、Puを迅速に消滅させるためにはMOX中のPu富化度を高くしたい。しかし、核分裂反応が活発に成りすぎるため除熱が難しい。そこで、MOX核燃料棒を円筒にすると、冷却水との接触が外表面だけでなく内側表面でも行われるから除熱効率が上がる。
MOX中のPu富化度を上げてウランを可能な限り減らして燃焼すれば、生成されるPu割合が少なくなるから、Puを減量することができる。
臭化ナトリウムを導入した核燃料集合体において、ナトリウムは速度の遅い低速中性子吸収作用は小さいが速度の速い中速中性子吸収作用は大きい。したがって、ボイドが急に上昇して中性子の減速作用が減少すると中速中性子割合が増加する。当該中速中性子をナトリウムが吸収するため、Pu富化度が高くボイド率が正になるMOX核燃料であっても、異常な出力上昇を抑制することができる。
超ウラン元素のみを円筒型MOX核燃料棒（１５１）に装荷すると、原子炉中での全核燃料重量は、現行原子炉中に装荷されている全核燃料重量の１０分の１程度になるから、全保有熱量も１０分の１程度になる。したがって、冷却材喪失事故が生じても熱除去は速やかに実施できる。
従来の使用済核燃料集合体から抽出されたPuを主として含有する超ウラン元素（核爆弾にはなり難い）をそのまま燃焼させることができるため、核兵器製造の疑いをもたれることなく、超ウラン元素を効率よく燃焼消滅させることができる。エネルギーセキュリティーも高まる。
長期間改善が施されてきた（ソフトウエアでのデバッグに相当する）現在稼働中の沸騰水型原子炉の構造変更無しに、交換可能な核燃料集合体を定期検査時に取り替えるだけで、プルトニウムを有効に燃焼させるようにすることができる。
純鉄メタライジングセラミック核燃料集合体は、事故時に高温になり、そこに水が供給されても発熱反応が生じないため、原子炉炉心溶融といった事態には進展し難い。安全性が高まる。
【発明を実施するための最良の形態】
【０００９】
プルトニウムが効率よく燃焼できて、かつボイド反応度挙動が負で安全性の高い核燃料集合体が提供できた。
【実施例１】
【００１０】
図４は、手段１における円筒型MOX核燃料棒（１５１）及び臭化ナトリウム棒（13２）を正方格子状に配列した臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）の平面図である。見易くするために隣接する円筒型MOX核燃料棒（１５１）の間隙を広くしてある。隣接する円筒型MOX核燃料棒（１５１）間隙は0.1cmと想定している。チャンネルボックス（３５）内に稠密に装荷して減速材でもある水をできるだけ排除するために、外側円筒（１４３）直径を大きくした。
各臭化ナトリウム棒（13２）は、互いに隣接しないように分散配列した。下に、臭化ナトリウム棒（13２）の概観図を示した。被覆管（４１）の中に臭化ナトリウム（１０３）を充填した。高さ１ｃｍ程度の中実円柱形状にして連続堆積してもよいし、粉末を振動充填してもよい。
図５は、円筒型MOX核燃料棒（１５１）の縦断面図である。縦断面図の右横に当該核燃料棒の高さ中央部の平面図を示した。冷却水の1部は、内部冷却水流入口（２４１）から冷却水内部通路（１４５）を貫通する。縦断面図の下に当該核燃料棒下端部の詳細を示した。内側円筒（１４１）と外側円筒（１４３）とで作られる隙間空間に下部埋込円筒端栓（１４８）を挿入し、溶融金属で密封する。下部埋込円筒端栓（１４８）の真下に冷却水内部通路（１４５）を揃えて、下部円筒差込端栓（１４９）を溶接する。下部円筒差込端栓（１４９）は、上部が傘部となっていて外直径は外側円筒（１４３）の外直径と同じであって中央に冷却水内部通路（１４５）用の穴があいている。傘部の下は外側円筒（１４３）の外直径よりも小さく、中央に冷却水内部通路（１４５）用の穴があいている。
上部埋込円筒端栓（１５２）の真上に冷却水内部通路（１４５）を揃えて、上部円筒差込端栓（１５３）を溶接する。上部円筒差込端栓（１５３）は、下部が傘部となっていて外直径は外側円筒（１４３）の外直径と同じであって中央に冷却水内部通路（１４５）用の穴があいている。傘部の上は外側円筒（１４３）の外直径よりも小さく、中央に冷却水内部通路（１４５）用の穴があいている。
参考として図６に、円筒型MOX核燃料棒（１５１）の内側円筒半径が非常に小さいゼロの場合の、蒸気ボイド９５％での、Pu富化度9%の中実円柱形MOXペレットを内蔵するMOX核燃料棒の実効増倍率(keff)（増倍率に中性子漏洩を考慮した値）の燃焼度挙動を模式的に示した。
MOX核燃料棒（被覆管直径1.4cm、被覆管厚さ0.1cm、隣接するMOX核燃料棒との間隙0.1cm、U235濃度0.3%の劣化ウランにPuを9%混合したMOX（Pu富化度9%のMOX）ペレット）を正方格子状に無限に配列し、中性子漏洩の影響は炉心等価直径6.7m、炉心高さ3mとした場合の実効増倍率の燃焼挙動の例である。
燃焼度(MWd/t)を示す横軸の目盛値、例えば5.00E+3は、5000MWd/tを示す。ｋeffは、未燃焼では1.0以下の未臨界であるが1.0E+5 MWd/t前後では1.02にもなる。現行BWRのように４バッチ交換をすれば出力運転することが可能である。即ち、運転開始時の炉心を、未燃焼核燃料集合体（ｋeff=0.96 ）、2.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=0.99 ）、4.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=1.003 ）、6.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=1.013 ）とすると平均ｋeff=1.0になる。2.0E+4 MWd/t運転後の炉心は、2.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=0.99 ）、4.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=1.003 ）、6.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=1.013 ）、8.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=1.017 ）とすると平均ｋeff=1.006になる。
燃焼初期keffが過小である場合は、燃焼が進んでkeffが大きくなった燃料集合体を炉心中央部に配置すれば炉心平均keffは大きくなる。更には、6バッチ交換とすればkeffは確実に大きくなる。
建設したばかりで全核燃料集合体を当該核燃料集合体にすると定常運転時でのkeffは1.0以下の未臨界であるから出力が得られない。そこで、keffを1.0以上にするためにPuf量の多いまたは濃縮ウランからなる核燃料集合体も炉心に適宜装荷すればよい。定期検査の度毎に、Pu富化度9%のMOXを内蔵するMOX核燃料棒からなる新品核燃料集合体に順次置き換えてゆく。
実効増倍率ｋeffの燃焼度挙動は、現行BWRにおける可燃性毒物添加核燃料集合体の燃焼度挙動と類似して、未燃焼では1.0以下の未臨界であるが、燃焼が進むに連れて1.0以上になる。
冷態停止状態でのkeffの調節はガドリニウム添加により、制御棒が挿入されればkeffは1.0以下の未臨界になる。
燃焼初期での蒸気ボイド９５％前後でのボイド反応度挙動は負であるが、Pu富化度が13%を超えるとボイド反応度挙動は正になってしまう可能性がある。Pu富化度が10%程度なら本発明の様に、臭化ナトリウム棒（1３２）中のナトリウムがボイド反応度挙動を確実に負にする。
【実施例２】
【００１１】
実施例１ではUとPuとが分離される工程の存在する再処理法を前提として、ネプツニウム（Np）やアメリシウム（Am）やキューリューム（Cm）を含有しないMOX核燃料であった。
手段２の本実施例では、使用済核燃料からウランと超ウラン元素を分離して、超ウラン元素の酸化物とガドリニアを円筒型MOX核燃料棒（１５１）に装荷する。
ウランを殆ど含有しないので、燃焼させれば超ウラン元素は増加しないで、確実に減少する。したがって、高レベル廃棄物は確実に減少する。
超ウラン元素のみを装荷するため、崩壊熱や自発核分裂発熱が非常に大きいが、1本の円筒型MOX核燃料棒（１５１）に含有できる1cm当たりの超ウラン元素重量は、1本の現行核燃料棒（３１）に含有できる1cm当たりの核燃料重量の１０分の１程度である。したがって、円筒型MOX核燃料棒（１５１）1cm当たりの発熱量は従来程度になる。
高レベル廃棄物を急速に減少させることができる。なお、実効増倍率の調節には、固体核分裂生成物やジルコニア等を希釈材として調節する。ジルコニアは、従来の使用済チャンネルボックスのジルコニウム合金を利用することも考えられる。
超ウラン元素のみの円筒型MOX核燃料棒（１５１）からなる原子炉中に装荷されている全核燃料重量は、現行原子炉中に装荷されている全核燃料重量の１０分の１程度になるから、従来のMOX装荷原子炉に比べて熱容量が小さくなる。したがって、通常運転から停止すれば原子炉温度は急速に低下する。万一、冷却材喪失事故が生じても熱除去は速やかに実施できる。停止時冷却系の性能を低く抑えることができる。
【実施例３】
【００１２】
手段１、２での核燃料集合体の構造材は、ステンレスであった。
手段３の本実施例では、手段１，２での核燃料集合体にセラミック製または純鉄メタライジングセラミック製を導入する。
図７は、手段３における純鉄メタライジングセラミック核燃料集合体の平面図である。
チャンネルボックス（３５）をセラミック製または純鉄メタライジングセラミック製とする。ただし、当該チャンネルボックスにおいて、制御棒ガイドローラに接触する部分はステンレス製とする。御棒ガイドローラによる摺動を考慮した。
臭化ナトリウム棒（13２）における被覆管（４１）を純鉄メタライジングセラミック製とする。冷却水が臭化ナトリウム棒（13２）の中に浸み込んでくるのを防ぐ。
純鉄メタライジングセラミック製の内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）は、事故時に高温になった状態で、適度な量の冷水が供給されても水と反応して熱を発生させない。内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）の形状が保たれ、核燃料や核分裂生成物は内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）の中に保持される。
【産業上の利用可能性】
【００１３】
使用済核燃料から超ウラン元素を除くと劣化ウランが残ってしまう。多くの国では、ウランは密度が高いから、大砲の弾丸（劣化ウラン弾）や戦車の外壁に使うから問題が少ない。劣化ウラン弾は外国軍隊では通常のように使われている（劣化ウラン弾を保管している側の兵士は日常的に身近にウランに晒されている。自分たちの健康管理を無視する筈がない）。しかし、日本では核兵器であるとの理由で禁止し、タングステンで代替したが馬鹿げた話である（反対する代議士、応える代議士、報道するジャーナリストどうかしている）。実際の戦闘になったら高価なタングステン製弾丸を使う筈がない（敵はタングステン破片を拾い集めるであろう）。
日本が戦争をさせない国になっていれば、敵は安心して武力携行して戦争できない日本に戦争を仕掛け占領することができる（路上ヒッタクリ犯は老女をターゲットとする。屈強な男はヒッタクリに合わない）。諸外国に戦争気分を起こさせるきっかけになる。その際、敵はほぼ確実にタングステン製弾丸ではなく劣化ウラン弾を撃ってくる。
日本の射撃訓練所の着弾地途中に劣化ウラン原料（例えば、使用済核燃料、高レベル廃棄物）を埋設しておけばよい。水源汚染を問題にする活動家対策としては、容器の中に入れてから埋設すればよい。ウランの酸化物は天然でも土中に存在しており、花崗岩（六甲山）中には特に多く存在している。したがって、劣化ウランは劣化ウラン弾として厳重に保管管理しさえすれば、劣化ウラン問題は解消される。
全世界が欲しがる石油を低コストで守るために、産油国は核保有したがるであろう。その時、ウランの濃縮で発生する大量の微濃縮ウランを有効に利用しなければ核兵器は安くならない。そのためにも微濃縮ウラン使用の原子力発電が欠かせない。一方、発生するプルトニウムの処分は難題である。これを解決するのが本発明の燃料集合体を装荷した原子炉である。
大国に挟まれた小国が自国のアイデンテティを維持するには、通常兵器に比べてコストパーフォーマンスのよい核兵器が適している。核物質搭載した多数のドローン（主要メーカは中国企業）で反撃できる。戦車よりも安上がりである（双方のゲームマニアが膨大な数のドローンを操縦しての戦いになる）。大国に占領され奴隷化されるくらいなら核汚染も厭わない。したがって、大国に挟まれた小国も原子力発電所を保有したがるであろう。
近隣の原子力発電保有国は、自国のみが利益が得られるように隣国の原子力発電を廃棄させる工作を弄するであろう。その時、政権を困らせることに熱心なマスコミや政党と結託するであろう。政権を困らせたり傀儡政権樹立に熱心であったりするマスコミや政党にあうと、石油焚き発電だけにしておいてから近海のタンカー事故（船籍が国外であっても）で油が流出しようものなら、南米、南洋諸島の国にも油が漂流してくると、それ等国々に報告に行って、日本に謝罪と賠償を請求させようとするから、重油焚き発電所やジーゼル自動車・船舶は用心したほうがいい。本発明の燃料集合体を装荷した原子炉を利用する方が良い。
自宅・事務所の電源を太陽光発電にしているようには見えない政治家が太陽光発電を推奨している。利用しているなら利用状況を喧伝するはずである。利用状況説明を詰問しないマスコミや原発推進者は怠慢である。自分は太陽光発電設備を敷設せずに他人に推奨する政治家は、無責任だけではすまされないし、政治家である前にその人間性が疑われる。
自社商品売れ行きを良くするためのコマーシャルの間に放映するＴＶ番組費用を出すスポンサーは、真剣にコマーシャルに向き合う必要があろう。当該番組コメンテイタが時折主催する事前懇談コーヒーブレイクには必ず出席して意見交換する必要があろう。事前懇談コーヒーブレイクを持たないようなコメンテイタがいるＴＶ番組からは撤退するのが筋であろう。コメンテイタが恣意的反原発を掲げるのは尊重するが、そういったコメンテイタが出ている番組のスポンサーは、その番組から撤退するのも筋である。コメンテイタは新たなスポンサ（例えば石油業界、太陽光発電専用会社）を探すか、番組に出なければよい（悪い会社の番組から降りた司会者は少なからずいた）。いかなる思想の政権であろうと政府が介在する余地はないはずである。
物価上昇のためには、石油値段の上昇に期待するよりも、高価ではあるが富が国外に流出しない太陽光発電量増加の方が、特に、地方経済にとって望ましい。最も望ましいのは、富が国外に流出する火力発電を少なくして、国外に流出する富が比較的少なく（濃縮ウランは外国から買うが、再処理プルトニウムは国産）かつ値段の安い原子力発電で弱者救済（今の福祉バブルがはじけるまで福祉が増加する。）の費用を捻出する。膨大な国の借金を実効的に下げることになる物価上昇のために、高価ではあるが富が国外に流出しない太陽光発電とするのが望ましい。「原子力発電と太陽光発電」を導入するということに対して、国には説明責任が求められる。
新型インフルを怖がる人、タバコ煙を怖がる人、閉空間を怖がる人、高所を怖がる人がいて、そんな怖いものを１００％無くすか無力化することは不可能でも、当人はそれぞれに真剣に怖がる。心底怖がっている原発を日本が廃止したとしても、近隣には原発が存在し続ける。脱原発の人が怖がっている程度（脱原発の人が怖がっている原発事故がどんなものなのか不明である）の事故が近隣の原発で生じたらどうするつもりかは聞こえてこない。外国の原発事故からの逃げ方や回復の仕方を脱原発の人たちは考えているようには見えない。
たとえ全世界から原発がなくなったとしても化石燃料自家発電は存在し、当該事故もかなり怖く、現実に怪我人（場合によっては一酸化ガス中毒）が出ている。一方、日本の原発では死人が出ていないが、仮に出たとして、原発で死ぬのと化石燃料自家発電で死ぬのとで、死んだ人間にとっては、代わりはないはずである（ただし、イルカの捕獲の仕方の残酷程度を問題視する向きもある）。
福島のようなことにはなり難い原子炉の発明が今後出てくるが、従来型BWRに本発明の燃料集合体を装荷した原子炉は１例である。心底怖がっている人は別として、「饅頭怖い」式の、自己愛強烈で不満を持ち自己存在アピールのための邪悪な原発怖がり人に乗せられるか、敢えて乗る、名前を売りたい政治家・個人記者・知識人には注意が必要である。脱原発の声には心奪われることなく弱者救済や温暖化対策や汚染ガス削減のために原子力発電を続ける政治家もいる。
【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】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の部分図及び核燃料棒（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】手段1における円筒型MOX核燃料棒（１５１）及び臭化ナトリウム棒（13２）を正方格子状に配列した臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）の平面図である。
【図５】円筒型MOX核燃料棒（１５１）の縦断面図。
【図６】蒸気ボイド９５％での、Pu富化度9%のMOXペレットを内蔵する核燃料棒(31)の実効増倍率(keff)（増倍率に中性子漏洩を考慮した値）の燃焼度挙動を模式的に示した例。
【図７】手段３における純鉄メタライジングセラミック核燃料集合体の平面図。
【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。
１０３は臭化ナトリウム。
１３２は臭化ナトリウム棒。
１４０は臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体。
１４１は内側円筒。
１４２は円筒MOX核燃料。
１４３は外側円筒。
１４５は冷却水内部通路。
１４８は下部埋込円筒端栓。
１４９は下部円筒差込端栓。
１５１は円筒型MOX核燃料棒。
１５２は上部埋込円筒端栓。
１５３は上部円筒差込端栓。
２４１は内部冷却水流入口。
【手続補正書】
【提出日】平成27年6月7日(2015.6.7)
【手続補正１】
【補正対象書類名】特許請求の範囲
【補正対象項目名】全文
【補正方法】変更
【補正の内容】
【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を内包する核燃料棒（３１）を正方格子状に配列してなる核燃料集合体（３０）において、
臭化ナトリウム棒（13２）は、ステンレス製の円筒形鞘である被覆管（４１）に粉状または多数個の円柱形に整形した臭化ナトリウム(１０３)を連続堆積充填すると共にヘリウムを密封してなり、
円筒型MOX核燃料棒（１５１）は、プルトニウム富化度が９％から１３％のMOXを円筒状に焼結した円筒MOX核燃料（１４２）を多数個連続堆積させてステンレス製の内側円筒（１４１）と外側円筒（１４３）とで円筒中心軸を同じくして挟んでおり、
上記内側円筒と外側円筒は、円筒MOX核燃料（１４２）全長よりも上下に長く、
上記内側円筒と外側円筒で作られる隙間下端に下部埋込円筒端栓（１４８）を挿入固着密封した後、前記外側円筒の下に下部円筒差込端栓（１４９）を溶接接続し、
上記内側円筒と外側円筒で作られる隙間上端に上部埋込円筒端栓（１５２）を挿入固着密封した後、前記外側円筒の上に上部円筒差込端栓（１５３）を溶接接続し、
上部埋込円筒端栓（１５２）下部と円筒MOX核燃料（１４２）上部とで作られる上部プレナム（１６）空間にヘリウムを充填して円筒型MOX核燃料棒（１５１）となし、
当該円筒型MOX核燃料棒（１５１）の下部円筒差込端栓（１４９）を下部結合板（５０）の下部結合板格子部（５２）に支えられている下部端栓軸差込部（５１）に差し込み、当該円筒型MOX核燃料棒（１５１）の上部円筒差込端栓（１５３）を上部タイプレート（２）の上部端栓差込口（２２）に差し込み、前記円筒型MOX核燃料棒（１５１）を正方格子状に配列し、
前記円筒型MOX核燃料棒（１５１）の数本に代えて同数の臭化ナトリウム棒（13２）を分散配列して、円筒型MOX核燃料棒（１５１）と臭化ナトリウム棒（13２）からなる束の4面を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）の中に覆ったことを特徴とする臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）。
【請求項２】
請求項１の臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）における円筒MOX核燃料（１４２）において、
使用済核燃料集合体から抽出された超ウラン元素の酸化物に酸化ガドリニウムを添加したことを特徴とする臭化ナトリウム円筒TRU核燃料集合体。
【請求項３】
請求項１、２の核燃料集合体において、
チャンネルボックス（３５）をセラミック製または純鉄メタライジングセラミック製とするも制御棒ガイドローラに接触する部分をステンレス製とし、
純鉄メタライジングセラミックは、セラミックの表面を純鉄で覆ったメタライジングセラミックであり、
臭化ナトリウム棒（13２）における被覆管（４１）を純鉄メタライジングセラミック製とし、
請求項1及び２の内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）を純鉄メタライジングセラミック製とし、
請求項1及び２の下部円筒差込端栓（１４９）及び上部円筒差込端栓（１５３）を純鉄メタライジングセラミック製としたことを特徴とする純鉄メタライジングセラミック核燃料集合体。
【手続補正２】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】全文
【補正方法】変更
【補正の内容】
【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の部分図及び核燃料棒（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。
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。
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。
【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。
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。
【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」。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
現在稼動中の沸騰水型原子炉の炉心は、熱中性子を利用して、高価な濃縮ウラン（例えばウラン235の濃度が約4%の濃縮ウランを使用する。ちなみに、天然ウランはウラン235の濃度が約0.7%）や再処理費用が高いプルトニウムの使用量を節約している。
熱中性子を利用する現行の沸騰水型原子炉の炉心における核燃料は燃焼で消耗する。限りあるウランの使用に問題が生じつつあることや使用済燃料から出てきた原爆の原料となり易いプルトニウム（Pu）の蓄積量が顕著になってきたこととあいまって、プルトニウムの有効利用が必要になってきた。
現行沸騰水型原子炉の系統設備やシステムはほぼ完成されたものであり安全性も高い。できるだけ現行沸騰水型原子炉の構造を変更しないで高速中性子を利用してPuを効率よく安全に燃焼させたい。
そのためには、減速材である水を極力排除し低減速にし、高速中性子を利用したい。
一方、高速中性子を利用してPuを効率よく燃焼させるには、MOX中のPuの富化度を高める必要がある（UとPuの混合物中に占めるPuの比率を高めることを富化と言い、MOX中に占めるPuの比率を富化度という）。
高速中性子によるPuの核分裂断面積SFf、高速中性子によるPuの捕獲断面積SFc、
熱中性子によるPuの核分裂断面積STf、熱中性子によるPuの捕獲断面積STcとすると、
SFf / SFc はSTf / STc  よりも大きい。したがって、Puは、高速中性子に対しては効率よく核分裂する。
一方、SFfはSTfよりも小さいため、原子炉を臨界にするためには核燃料集合体中に多くのPuを内包させる必要がある。Pu富化度を高める必要がある。ただし、Pu富化度を高めるとボイド反応度挙動が正になり易く安全性に問題が生じる。従来の沸騰水型原子炉での熱中性子によるMOX燃焼ではPu富化度が低かったから問題は生じなかった。
核分裂連鎖反応を維持するためには、核分裂によって生じた当世代における中性子の中の少なくとも1個が、次世代における核分裂をおこさなければならない。この条件は、 （次世代における中性子の数）/ (当世代における中性子の数）と表され増倍率と呼ばれている。
定常出力運転中に冷却材流量低下が生じたような場合に、蒸気ボイド割合が突然増加し中性子速度減速の様子が変わり、増倍率が変化する。蒸気ボイド割合の変化に伴う増倍率の変化をここではボイド反応度挙動と呼ぶ。ボイド反応度挙動が正であると、蒸気ボイド割合が突然増加すると増倍率が増加する。負であると、蒸気ボイド割合が突然増加すると増倍率が減少する。
増倍率のボイド反応度挙動が正であると、核分裂が更に活発になり出力が増加する。出力が増加すると蒸気ボイド量が更に増加する。冷却不足になり燃料ペレットの中心部が溶けることも想定され燃料ペレットの膨張により被覆管が破損し、放射能が被覆管から冷却材中に漏れることも想定される。直ちに、周辺住民の安全性が脅かされる訳ではないが好ましいことではない。
原子力発電技術は信頼性及び安全性を重んじ、実績のある保守的な技術が重要視される。したがって、現在運転している原子炉をできるだけ変えずにPuを効率よく燃焼させたい。
炉心にPuを従来よりも多く装荷するとなると、ボイド反応度挙動が正になり易く、出力が上昇しやすくなるため被覆管が高温になることに注意しなければならない。ジルコニウム製の被覆管が高温になると（900℃以上になると顕著になる）、被覆管中のジルコニウムが冷却材である水と反応して水素が発生する。以下に補足説明を付した。
ジルコニウムは鉄に比べてイオン化傾向が高いため、高温水と接触すると、高温ジルコニウムから高温水に向かって著しく電子が放出される。電子を失ったジルコニウムは急激に正電荷を帯びる。この結果、クーロン力によって被覆管は粉々になって水中に飛び散る。細粒となったジルコニウムは水との接触面積が巨大になり、水とジルコニウムとの反応が連鎖反応的に進行する。
被覆管として、ジルコニウムよりもイオン化傾向が低い鉄を使うなら、水と鉄との反応の進行の度合いを緩和することができそうである。鉄にパラジウムを添加してイオン化傾向をゼロに近づけた被覆管とすれば、水との反応をかなり抑えられると考えられる。
パラジウムのイオン化傾向は正であるから鉄の負のイオン化傾向を相殺する。しかも、パラジウムの中性子吸収割合は比較的小さいから核反応を邪魔しない。融点は1550℃と比較的高いので被覆管の健全性を損なわない。
ただし、ステンレスはパラジウムを添加しなくても水と接触した際、銅に近い安定性がある。
【課題を解決するための手段】
【０００５】
手段１を以下に示す。
沸騰水型原子炉に装荷せる核燃料を内包する核燃料棒（３１）を正方格子状に配列してなる核燃料集合体（３０）において、核燃料棒（３１）を円筒型MOX核燃料棒（１５１）とし、前記円筒型MOX核燃料棒（１５１）の数本に代えて同数の臭化ナトリウム棒（13２）を分散配列して臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）とする。
臭化ナトリウム棒（13２）は、ステンレス製の円筒形鞘である被覆管（４１）に粉状または多数個の円柱形に整形した臭化ナトリウム(１０３)を連続堆積充填すると共にヘリウムを密封してなる。
円筒型MOX核燃料棒（１５１）は、プルトニウム富化度が９％から１３％のMOXを円筒状に焼結した円筒MOX核燃料（１４２）を多数個連続堆積させてステンレス製の内側円筒（１４１）と外側円筒（１４３）とで円筒中心軸を同じくして挟む。
上記内側円筒と外側円筒は、円筒MOX核燃料（１４２）全長よりも上下に長い。
上記内側円筒と外側円筒で作られる隙間下端に下部埋込円筒端栓（１４８）を挿入し固着密封した後、前記外側円筒の下に下部円筒差込端栓（１４９）を溶接接続する。
上記内側円筒と外側円筒で作られる隙間上端に上部埋込円筒端栓（１５２）を挿入し固着密封した後、前記外側円筒の上に上部円筒差込端栓（１５３）を溶接接続する。
上部埋込円筒端栓（１５２）下部と円筒MOX核燃料（１４２）上部とで作られる上部プレナム（１６）空間にヘリウムを充填して円筒型MOX核燃料棒（１５１）となす。
当該円筒型MOX核燃料棒（１５１）の下部円筒差込端栓（１４９）を下部結合板（５０）の下部結合板格子部（５２）に支えられている下部端栓軸差込部（５１）に差し込み、当該円筒型MOX核燃料棒（１５１）の上部円筒差込端栓（１５３）を上部タイプレート（２）の上部端栓差込口（２２）に差し込み、前記円筒型MOX核燃料棒（１５１）を0.0ｍｍから1.3mmの間隙で正方格子状に配列する。
前記円筒型MOX核燃料棒（１５１）の数本に代えて同数の臭化ナトリウム棒（13２）を分散配列して、前記円筒型MOX核燃料棒（１５１）と臭化ナトリウム棒（13２）からなる束の4面を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）の中に覆って臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）とする。
臭化ナトリウム棒（13２）を分散配列するとは、臭化ナトリウム棒（13２）は互いに隣接しないように分散させて配列するということである。
なお、下部円筒差込端栓（１４９）を溶接接続した後、上記内側円筒と外側円筒とで作られる隙間に円筒MOX核燃料（１４２）を装荷してもよい。
Puを効率よく燃焼させるため、減速材である冷却水を少なくするために隣接する円筒型MOX核燃料棒（１５１）間隙を0.0ｍｍから1.3mmにした。従来では2mm程度はあった。
プルトニウム富化度を９％から１３％にすると、ボイド反応度挙動が大きく正になることがない。更に、臭化ナトリウム棒（13２）に装荷されている臭化ナトリウムで、ボイド反応度挙動が正になるのを抑制できる。
プルトニウム富化度が９％以下だと十分な期間燃焼させることができない。
臭化ナトリウム(１０３)は、高さ数cm程度の中実円柱状に固めた臭化ナトリウム（NaBr）である。粉状であるなら、振動充填する。
ヘリウムを充填したのは、臭化ナトリウム棒（13２）が原子炉圧力によって押しつぶされるのを防ぐためである。
臭化ナトリウム棒（13２）を分散配列するのは、中性子吸収の重複を避けるためである。臭化ナトリウム棒（13２）の周辺の中性子は、ナトリウムにより吸収され減少する。当該臭化ナトリウム棒（13２）に隣接させて別の臭化ナトリウム棒（13２）を配置しても中性子吸収割合は少ない。中性子吸収効果が減じられてしまう。
臭化ナトリウム（融点755℃、沸点1390℃）のナトリウムは、速度の遅い低速中性子吸収作用は小さいが速度の速い中速中性子吸収作用は大きい。
ボイドが急に上昇（出力上昇とか冷却材流量減少とか冷却材喪失による）して中性子の減速作用が減少すると中速中性子割合が増加する。当該中速中性子をナトリウムが吸収するため、Pu富化度が高くボイド率が正になるMOX核燃料であっても、異常な出力上昇を抑制することができる。臭化ナトリウムなら固体であるから気泡発生による中速中性子吸収作用低下の心配はない。ナトリウム冷却高速炉の場合、ナトリウムに気泡が発生するとナトリウムの持つ中速中性子吸収作用が減じるために原子炉出力が大きく上昇する恐れがあった。本発明では、臭化ナトリウムは固体であるから気泡発生の心配はない。
なお、臭素も熱中性子吸収作用が小さいため、原子炉の通常運転には支障とならない。
上部プレナム（１６）空間にスプリングを挿入すれば円筒MOX核燃料（１４２）の輸送中の上下動が抑制できる。
上部埋込円筒端栓（１５２）や下部埋込円筒端栓（１４８）の固着密封には、電気溶接の他に、溶融した低融点金属（例えば鉛）を使えばよい。
円筒型MOX核燃料棒（１５１）に装荷する上下端部のMOXは、低密度にするか、或は可燃毒混合を添加して、局所的出力上昇を抑制する。
振動充填も考えられるが、たとえ粒径の違う３種のMOX粉を振動充填させても隙間が狭いと充填密度が上がらない。それに対して、内側円筒（１４１）に円筒MOX核燃料（１４２）を被せてから、外側に外側円筒（１５３）を被せれば（例えば焼嵌め）製造し易い。或は、内側円筒（１４１）の軸に外側円筒（１４３）の円筒中心軸が一致するように合わせてから内側円筒と外側円筒下端に下部埋込円筒端栓（１４８）を挿入固着密封し、外側円筒（１４３）の下に下部円筒差込端栓（１４９）を溶接接続してから、内側円筒と外側円筒で作られる隙間に円筒MOX核燃料（１４２）を挿入する。
Pu富化度が上がると、Puの崩壊熱や自発中性子による自発核分裂のために発熱量が大きくなる。当該核燃料集合体の輸送中の除熱を考えなければならない。本発明のように核燃料棒を内側と外側から冷却すれば良好な除熱ができる。
実施例１で図４，５、６を参照しながら記述する。
その他、例えば長さ1mの短尺の円筒型MOX核燃料棒を数本高さ方向に溶接接続して一体化すれば円筒型MOX核燃料棒（１５１）の製造がし易くなる。下部埋込円筒端栓（１４８）と下部円筒差込端栓（１４９）がない上端の短尺の円筒型MOX核燃料棒に、上部埋込円筒端栓（１５２）と上部円筒差込端栓（１５３）と下部埋込円筒端栓（１４８）と下部円筒差込端栓（１４９）がない中間部の短尺の円筒型MOX核燃料棒を溶接接続し、当該中間部の短尺の円筒型MOX核燃料棒下端に上部埋込円筒端栓（１５２）と上部円筒差込端栓（１５３）がない短尺の円筒型MOX核燃料棒を溶接接続する。或は、の短尺の臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）を縦に接続することも考えられる。
【０００６】
手段２を以下に示す。
手段１の臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）における円筒MOX核燃料（１４２）において、
使用済核燃料集合体から抽出された超ウラン元素（TRU）の酸化物に酸化ガドリニウムを添加したことを特徴とする臭化ナトリウム円筒TRU核燃料集合体。
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の総称である。一般に、熱中性子により核分裂する割合が大きいため、燃焼初期には出力が過大になり勝ちである。
超ウラン元素は燃焼した使用済核燃料の中に含まれている。高レベル廃棄物として厳重に長期間保管されるのが一般である。厄介物であるから早急に減量したい。本手段により長期間放射線を放出する高レベル廃棄物を有効に利用しながら減量することができる。
体積で0.5%未満添加した酸化ガドリニウムが熱中性子による核分裂の割合を燃焼初期において減じる。ガドリニウムは熱中性子を吸収する割合が非常に大きい。
ガドリニウムは高速中性子吸収作用が弱い。燃料棒間隙を0.0ｍｍから1.3mmとして狭くして高速中性子による出力割合を大きくした低減速の原子炉においては、出力低下の支障は生じない。
減速材でもある冷却水割合を少なくしているため、熱中性子割合が少ないからガドリニウムの消耗が緩やかである。なお、ガドリニウムは核分裂生成物として生成されもするから、存在量が急激に低下することはない。
再生された当該核燃料集合体が原子炉に装荷されるまで（例えば輸送経路途上）に、何らかの事象により急激な核反応が起きるのをガドリニウムの存在により防いでいる。
【０００７】
手段３を以下に示す。
手段１、２及び従来の核燃料集合体を以下の様にする。
チャンネルボックス（３５）をセラミック製または純鉄メタライジングセラミック製とするも制御棒ガイドローラに接触する部分をステンレス製とする。
純鉄メタライジングセラミックは、セラミックの表面を純鉄で覆ったメタライジングセラミックである。
臭化ナトリウム棒（13２）における被覆管（４１）を純鉄メタライジングセラミック製とする。
手段１、２の内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）を純鉄メタライジングセラミック製とする。
手段１、２の下部円筒差込端栓（１４９）及び上部円筒差込端栓（１５３）を純鉄メタライジングセラミック製としたことを特徴とする純鉄メタライジングセラミック核燃料集合体。
ステンレス製の下部埋込円筒端栓（１４８）及び上部埋込円筒端栓（１５２）も純鉄メタライジングセラミック製とすることも考えられる。
原子炉の冷却が損なわれるとジルコニウム合金製の内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）は高温になる。高温になったジルコニウムに適度な量の冷水が供給されると、高温のジルコニウムは水と反応して熱を発生させ、水素を発生させて酸化ジルコニウムになる。酸化ジルコニウムは脆いため内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）の形状が破壊され、核燃料や核分裂生成物は内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）の外に放出されるか溶融してしまう。
石英、炭化ケイ素、アルミナや部分安定化ジルコニウムを常温で成形した後、高温で焼結させたセラミックは高温になっても水と接触しても熱を発生させないから、核燃料や核分裂生成物が溶融する事態にはなり難い。欠点は気孔が多いため、気体または液体を透過させてしまうことである。前記セラミックに釉薬（例えば長石を懸濁した水）を塗布してから再び高温加熱処理すれば透過性の欠点は補える。釉薬に代わる手段としてメタライジングがある。
メタライジングとは、セラミックの非金属表面に金属層を形成させて表面を金属化することをいう。金属なら何でもよいという訳ではなく、ジルコニウムやマグネシウムやアルミニウムは、高温になると水と激しく反応するから避けねばならない。鉄がよい。塊もしくは膜状の鉄は、高温でも水または蒸気と激しくは反応しない。炭素を主体とする不純物が極めて少ない純鉄は、腐食されにくい。
母材のセラミックに純鉄をメタライジングする方法としては、無電解メッキ、溶射、真空蒸着、スパッタリング、イオンプレーティング、気相メッキ、ペースト焼き付け法などがある。
MOXの融点は1800℃程度であるから、純鉄メタライジングセラミック製の被覆管（４１）、内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）が溶けたとしても大きな熱を発生させないから、相当な量の核燃料は自立していられる。特に、円筒型MOX核燃料棒（１５１）が稠密に配列されていれば自立していやすい。
チャンネルボックス（３５）の重量は可成りのものであるから、これが高温になって水と反応すると莫大な熱を発生させ、MOXを溶かしてしまう事態もあり得る。ジルコニウム合金製のチャンネルボックス（３５）をセラミック製とすれば発熱が防げる。チャンネルボックス（３５）は、発熱も気体の発生もないため、水や蒸気や気体の浸透や透過を考慮するする必要がない。したがって、メタライジングセラミック製とすることなく、単に、セラミック製とした。
ただし、セラミック製または純鉄メタライジングセラミック製のチャンネルボックス（３５）において、制御棒ガイドローラに接触する部分には応力がかかるため当該部分をステンレス製にする。
結局、原子炉の中にジルコニウムを持ち込まなければ、大事故には至り難い。
純鉄メタライジングセラミック製核燃料集合体或は従来の核燃料集合体の使用済のものから中の核燃料を取り出して、1度使用した純鉄メタライジングセラミック製の被覆管（４１）に再処理した核燃料を装荷して核燃料棒となし、前記核燃料棒を1度使用したセラミック製のチャンネルボックス（３５）で覆って核燃料集合体とすれば、廃棄物処分の社会的困難を思えば高コストとなろうとも実施可能である。
ちなみに、石英管では長さが120cm、炭化ケイ素管では89.4cmの製品がある。もっと長くすることは可能であると考えられるし、接合して長くしてもよい。
家庭用輻射式暖房器には、石英管が使われているものがあるから耐熱性がある。
従来の核燃料集合体（３０）に純鉄メタライジングセラミックを導入することもできる。従来の核燃料棒（３１）にあっては下部差込端栓（４９）及び上部差込端栓（５３）も純鉄メタライジングセラミック製として純鉄メタライジングセラミック核燃料集合体とする。
純鉄の代わりにステンレスでもよい。
実施例３で図７を参照しながら記述する。
【発明の効果】
【０００８】
Pu富化度が低くウラン成分が多いMOXを燃焼させるとPuの生成割合が大きくなってしまうから、Puを迅速に消滅させるためにはMOX中のPu富化度を高くしたい。しかし、核分裂反応が活発に成りすぎるため除熱が難しい。そこで、MOX核燃料棒を円筒にすると、冷却水との接触が外表面だけでなく内側表面でも行われるから除熱効率が上がる。
MOX中のPu富化度を上げてウランを可能な限り減らして燃焼すれば、生成されるPu割合が少なくなるから、Puを減量することができる。
臭化ナトリウムを導入した核燃料集合体において、ナトリウムは速度の遅い低速中性子吸収作用は小さいが速度の速い中速中性子吸収作用は大きい。したがって、ボイドが急に上昇して中性子の減速作用が減少すると中速中性子割合が増加する。当該中速中性子をナトリウムが吸収するため、Pu富化度が高くボイド率が正になるMOX核燃料であっても、異常な出力上昇を抑制することができる。
超ウラン元素のみを円筒型MOX核燃料棒（１５１）に装荷すると、原子炉中での全核燃料重量は、現行原子炉中に装荷されている全核燃料重量の１０分の１程度になるから、全保有熱量も１０分の１程度になる。したがって、冷却材喪失事故が生じても熱除去は速やかに実施できる。
従来の使用済核燃料集合体から抽出されたPuを主として含有する超ウラン元素（核爆弾にはなり難い）をそのまま燃焼させることができるため、核兵器製造の疑いをもたれることなく、超ウラン元素を効率よく燃焼消滅させることができる。エネルギーセキュリティーも高まる。
長期間改善が施されてきた（ソフトウエアでのデバッグに相当する）現在稼働中の沸騰水型原子炉の構造変更無しに、交換可能な核燃料集合体を定期検査時に取り替えるだけで、プルトニウムを有効に燃焼させるようにすることができる。
純鉄メタライジングセラミック核燃料集合体は、事故時に高温になり、そこに水が供給されても発熱反応が生じないため、原子炉炉心溶融といった事態には進展し難い。安全性が高まる。
【発明を実施するための最良の形態】
【０００９】
プルトニウムが効率よく燃焼できて、かつボイド反応度挙動が負で安全性の高い核燃料集合体が提供できた。
【実施例１】
【００１０】
図４は、手段１における円筒型MOX核燃料棒（１５１）及び臭化ナトリウム棒（13２）を正方格子状に配列した臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）の平面図である。見易くするために隣接する円筒型MOX核燃料棒（１５１）の間隙を広くしてある。隣接する円筒型MOX核燃料棒（１５１）間隙は0.1cmと想定している。チャンネルボックス（３５）内に稠密に装荷して減速材でもある水をできるだけ排除するために、外側円筒（１４３）直径を大きくした。
各臭化ナトリウム棒（13２）は、互いに隣接しないように分散配列した。下に、臭化ナトリウム棒（13２）の概観図を示した。被覆管（４１）の中に臭化ナトリウム（１０３）を充填した。高さ１ｃｍ程度の中実円柱形状にして連続堆積してもよいし、粉末を振動充填してもよい。
図５は、円筒型MOX核燃料棒（１５１）の縦断面図である。縦断面図の右横に当該核燃料棒の高さ中央部の平面図を示した。冷却水の1部は、内部冷却水流入口（２４１）から冷却水内部通路（１４５）を貫通する。縦断面図の下に当該核燃料棒下端部の詳細を示した。内側円筒（１４１）と外側円筒（１４３）とで作られる隙間空間に下部埋込円筒端栓（１４８）を挿入し、溶融金属で密封する。下部埋込円筒端栓（１４８）の真下に冷却水内部通路（１４５）を揃えて、下部円筒差込端栓（１４９）を溶接する。下部円筒差込端栓（１４９）は、上部が傘部となっていて外直径は外側円筒（１４３）の外直径と同じであって中央に冷却水内部通路（１４５）用の穴があいている。傘部の下は外側円筒（１４３）の外直径よりも小さく、中央に冷却水内部通路（１４５）用の穴があいている。
上部埋込円筒端栓（１５２）の真上に冷却水内部通路（１４５）を揃えて、上部円筒差込端栓（１５３）を溶接する。上部円筒差込端栓（１５３）は、下部が傘部となっていて外直径は外側円筒（１４３）の外直径と同じであって中央に冷却水内部通路（１４５）用の穴があいている。傘部の上は外側円筒（１４３）の外直径よりも小さく、中央に冷却水内部通路（１４５）用の穴があいている。
参考として図６に、円筒型MOX核燃料棒（１５１）の内側円筒半径が非常に小さいゼロの場合の、蒸気ボイド９５％での、Pu富化度9%の中実円柱形MOXペレットを内蔵するMOX核燃料棒の実効増倍率(keff)（増倍率に中性子漏洩を考慮した値）の燃焼度挙動を模式的に示した。
MOX核燃料棒（被覆管直径1.4cm、被覆管厚さ0.1cm、隣接するMOX核燃料棒との間隙0.1cm、U235濃度0.3%の劣化ウランにPuを9%混合したMOX（Pu富化度9%のMOX）ペレット）を正方格子状に無限に配列し、中性子漏洩の影響は炉心等価直径6.7m、炉心高さ3mとした場合の実効増倍率の燃焼挙動の例である。
燃焼度(MWd/t)を示す横軸の目盛値、例えば5.00E+3は、5000MWd/tを示す。ｋeffは、未燃焼では1.0以下の未臨界であるが1.0E+5 MWd/t前後では1.02にもなる。現行BWRのように４バッチ交換をすれば出力運転することが可能である。即ち、運転開始時の炉心を、未燃焼核燃料集合体（ｋeff=0.96 ）、2.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=0.99 ）、4.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=1.003 ）、6.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=1.013 ）とすると平均ｋeff=1.0になる。2.0E+4 MWd/t運転後の炉心は、2.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=0.99 ）、4.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=1.003 ）、6.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=1.013 ）、8.0E+4 MWd/t燃焼核燃料集合体（ｋeff=1.017 ）とすると平均ｋeff=1.006になる。
燃焼初期keffが過小である場合は、燃焼が進んでkeffが大きくなった燃料集合体を炉心中央部に配置すれば炉心平均keffは大きくなる。更には、6バッチ交換とすればkeffは確実に大きくなる。
建設したばかりで全核燃料集合体を当該核燃料集合体にすると定常運転時でのkeffは1.0以下の未臨界であるから出力が得られない。そこで、keffを1.0以上にするためにPuf量の多いまたは濃縮ウランからなる核燃料集合体も炉心に適宜装荷すればよい。定期検査の度毎に、Pu富化度9%のMOXを内蔵するMOX核燃料棒からなる新品核燃料集合体に順次置き換えてゆく。
実効増倍率ｋeffの燃焼度挙動は、現行BWRにおける可燃性毒物添加核燃料集合体の燃焼度挙動と類似して、未燃焼では1.0以下の未臨界であるが、燃焼が進むに連れて1.0以上になる。
冷態停止状態でのkeffの調節はガドリニウム添加により、制御棒が挿入されればkeffは1.0以下の未臨界になる。
燃焼初期での蒸気ボイド９５％前後でのボイド反応度挙動は負であるが、Pu富化度が13%を超えるとボイド反応度挙動は正になってしまう可能性がある。Pu富化度が10%程度なら本発明の様に、臭化ナトリウム棒（1３２）中のナトリウムがボイド反応度挙動を確実に負にする。
【実施例２】
【００１１】
実施例１ではUとPuとが分離される工程の存在する再処理法を前提として、ネプツニウム（Np）やアメリシウム（Am）やキューリューム（Cm）を含有しないMOX核燃料であった。
手段２の本実施例では、使用済核燃料からウランと超ウラン元素を分離して、超ウラン元素の酸化物とガドリニアを円筒型MOX核燃料棒（１５１）に装荷する。
ウランを殆ど含有しないので、燃焼させれば超ウラン元素は増加しないで、確実に減少する。したがって、高レベル廃棄物は確実に減少する。
超ウラン元素のみを装荷するため、崩壊熱や自発核分裂発熱が非常に大きいが、1本の円筒型MOX核燃料棒（１５１）に含有できる1cm当たりの超ウラン元素重量は、1本の現行核燃料棒（３１）に含有できる1cm当たりの核燃料重量の１０分の１程度である。したがって、円筒型MOX核燃料棒（１５１）1cm当たりの発熱量は従来程度になる。
高レベル廃棄物を急速に減少させることができる。なお、実効増倍率の調節には、固体核分裂生成物やジルコニア等を希釈材として調節する。ジルコニアは、従来の使用済チャンネルボックスのジルコニウム合金を利用することも考えられる。
超ウラン元素のみの円筒型MOX核燃料棒（１５１）からなる原子炉中に装荷されている全核燃料重量は、現行原子炉中に装荷されている全核燃料重量の１０分の１程度になるから、従来のMOX装荷原子炉に比べて熱容量が小さくなる。したがって、通常運転から停止すれば原子炉温度は急速に低下する。万一、冷却材喪失事故が生じても熱除去は速やかに実施できる。停止時冷却系の性能を低く抑えることができる。
【実施例３】
【００１２】
手段１、２での核燃料集合体の構造材は、ステンレスであった。
手段３の本実施例では、手段１，２での核燃料集合体にセラミック製または純鉄メタライジングセラミック製を導入する。
図７は、手段３における純鉄メタライジングセラミック核燃料集合体の平面図である。
チャンネルボックス（３５）をセラミック製または純鉄メタライジングセラミック製とする。ただし、当該チャンネルボックスにおいて、制御棒ガイドローラに接触する部分はステンレス製とする。御棒ガイドローラによる摺動を考慮した。
臭化ナトリウム棒（13２）における被覆管（４１）を純鉄メタライジングセラミック製とする。冷却水が臭化ナトリウム棒（13２）の中に浸み込んでくるのを防ぐ。
純鉄メタライジングセラミック製の内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）は、事故時に高温になった状態で、適度な量の冷水が供給されても水と反応して熱を発生させない。内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）の形状が保たれ、核燃料や核分裂生成物は内側円筒（１４１）及び外側円筒（１４３）の中に保持される。
【産業上の利用可能性】
【００１３】
使用済核燃料から超ウラン元素を除くと劣化ウランが残ってしまう。多くの国では、ウランは密度が高いから、大砲の弾丸（劣化ウラン弾）や戦車の外壁に使うから問題が少ない。劣化ウラン弾は外国軍隊では通常のように使われている（劣化ウラン弾を保管している側の兵士は日常的に身近にウランに晒されている。自分たちの健康管理を無視する筈がない）。しかし、日本では核兵器であるとの理由で禁止し、タングステンで代替したが馬鹿げた話である（反対する代議士、応える代議士、報道するジャーナリストどうかしている）。実際の戦闘になったら高価なタングステン製弾丸を使う筈がない（敵はタングステン破片を拾い集めるであろう）。
日本が戦争をさせない国になっていれば、敵は安心して武力携行して戦争できない日本に戦争を仕掛け占領することができる（路上ヒッタクリ犯は老女をターゲットとする。屈強な男はヒッタクリに合わない）。諸外国に戦争気分を起こさせるきっかけになる。その際、敵はほぼ確実にタングステン製弾丸ではなく劣化ウラン弾を撃ってくる。
日本の射撃訓練所の着弾地途中に劣化ウラン原料（例えば、使用済核燃料、高レベル廃棄物）を埋設しておけばよい。水源汚染を問題にする活動家対策としては、容器の中に入れてから埋設すればよい。ウランの酸化物は天然でも土中に存在しており、花崗岩（六甲山）中には特に多く存在している。したがって、劣化ウランは劣化ウラン弾として厳重に保管管理しさえすれば、劣化ウラン問題は解消される。
全世界が欲しがる石油を低コストで守るために、産油国は核保有したがるであろう。その時、ウランの濃縮で発生する大量の微濃縮ウランを有効に利用しなければ核兵器は安くならない。そのためにも微濃縮ウラン使用の原子力発電が欠かせない。一方、発生するプルトニウムの処分は難題である。これを解決するのが本発明の燃料集合体を装荷した原子炉である。
大国に挟まれた小国が自国のアイデンテティを維持するには、通常兵器に比べてコストパーフォーマンスのよい核兵器が適している。核物質搭載した多数のドローン（主要メーカは中国企業）で反撃できる。戦車よりも安上がりである（双方のゲームマニアが膨大な数のドローンを操縦しての戦いになる）。大国に占領され奴隷化されるくらいなら核汚染も厭わない。したがって、大国に挟まれた小国も原子力発電所を保有したがるであろう。
近隣の原子力発電保有国は、自国のみが利益が得られるように隣国の原子力発電を廃棄させる工作を弄するであろう。その時、政権を困らせることに熱心なマスコミや政党と結託するであろう。政権を困らせたり傀儡政権樹立に熱心であったりするマスコミや政党にあうと、石油焚き発電だけにしておいてから近海のタンカー事故（船籍が国外であっても）で油が流出しようものなら、南米、南洋諸島の国にも油が漂流してくると、それ等国々に報告に行って、日本に謝罪と賠償を請求させようとするから、重油焚き発電所やジーゼル自動車・船舶は用心したほうがいい。本発明の燃料集合体を装荷した原子炉を利用する方が良い。
自宅・事務所の電源を太陽光発電にしているようには見えない政治家が太陽光発電を推奨している。利用しているなら利用状況を喧伝するはずである。利用状況説明を詰問しないマスコミや原発推進者は怠慢である。自分は太陽光発電設備を敷設せずに他人に推奨する政治家は、無責任だけではすまされないし、政治家である前にその人間性が疑われる。
自社商品売れ行きを良くするためのコマーシャルの間に放映するＴＶ番組費用を出すスポンサーは、真剣にコマーシャルに向き合う必要があろう。当該番組コメンテイタが時折主催する事前懇談コーヒーブレイクには必ず出席して意見交換する必要があろう。事前懇談コーヒーブレイクを持たないようなコメンテイタがいるＴＶ番組からは撤退するのが筋であろう。コメンテイタが恣意的反原発を掲げるのは尊重するが、そういったコメンテイタが出ている番組のスポンサーは、その番組から撤退するのも筋である。コメンテイタは新たなスポンサ（例えば石油業界、太陽光発電専用会社）を探すか、番組に出なければよい（悪い会社の番組から降りた司会者は少なからずいた）。いかなる思想の政権であろうと政府が介在する余地はないはずである。
物価上昇のためには、石油値段の上昇に期待するよりも、高価ではあるが富が国外に流出しない太陽光発電量増加の方が、特に、地方経済にとって望ましい。最も望ましいのは、富が国外に流出する火力発電を少なくして、国外に流出する富が比較的少なく（濃縮ウランは外国から買うが、再処理プルトニウムは国産）かつ値段の安い原子力発電で弱者救済（今の福祉バブルがはじけるまで福祉が増加する。）の費用を捻出する。膨大な国の借金を実効的に下げることになる物価上昇のために、高価ではあるが富が国外に流出しない太陽光発電とするのが望ましい。「原子力発電と太陽光発電」を導入するということに対して、国には説明責任が求められる。
新型インフルを怖がる人、タバコ煙を怖がる人、閉空間を怖がる人、高所を怖がる人がいて、そんな怖いものを１００％無くすか無力化することは不可能でも、当人はそれぞれに真剣に怖がる。心底怖がっている原発を日本が廃止したとしても、近隣には原発が存在し続ける。脱原発の人が怖がっている程度（脱原発の人が怖がっている原発事故がどんなものなのか不明である）の事故が近隣の原発で生じたらどうするつもりかは聞こえてこない。外国の原発事故からの逃げ方や回復の仕方を脱原発の人たちは考えているようには見えない。
たとえ全世界から原発がなくなったとしても化石燃料自家発電は存在し、当該事故もかなり怖く、現実に怪我人（場合によっては一酸化ガス中毒）が出ている。一方、日本の原発では死人が出ていないが、仮に出たとして、原発で死ぬのと化石燃料自家発電で死ぬのとで、死んだ人間にとっては、代わりはないはずである（ただし、イルカの捕獲の仕方の残酷程度を問題視する向きもある）。
福島のようなことにはなり難い原子炉の発明が今後出てくるが、従来型BWRに本発明の燃料集合体を装荷した原子炉は１例である。心底怖がっている人は別として、「饅頭怖い」式の、自己愛強烈で不満を持ち自己存在アピールのための邪悪な原発怖がり人に乗せられるか、敢えて乗る、名前を売りたい政治家・個人記者・知識人には注意が必要である。脱原発の声には心奪われることなく弱者救済や温暖化対策や汚染ガス削減のために原子力発電を続ける政治家もいる。
【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】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の部分図及び核燃料棒（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】手段1における円筒型MOX核燃料棒（１５１）及び臭化ナトリウム棒（13２）を正方格子状に配列した臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体（1４０）の平面図である。
【図５】円筒型MOX核燃料棒（１５１）の縦断面図。
【図６】蒸気ボイド９５％での、Pu富化度9%のMOXペレットを内蔵する核燃料棒(31)の実効増倍率(keff)（増倍率に中性子漏洩を考慮した値）の燃焼度挙動を模式的に示した例。
【図７】手段３における純鉄メタライジングセラミック核燃料集合体の平面図。
【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。
１０３は臭化ナトリウム。
１３２は臭化ナトリウム棒。
１４０は臭化ナトリウム円筒MOX核燃料集合体。
１４１は内側円筒。
１４２は円筒MOX核燃料。
１４３は外側円筒。
１４５は冷却水内部通路。
１４８は下部埋込円筒端栓。
１４９は下部円筒差込端栓。
１５１は円筒型MOX核燃料棒。
１５２は上部埋込円筒端栓。
１５３は上部円筒差込端栓。
２４１は内部冷却水流入口。