(57)【要約】本発明は、原子力沸騰水型原子炉のための燃料集合体１２に関する。燃料集合体は、燃料棒２３を備える。燃料棒の少なくとも９５％は、２３５ＵリッチのＵの形の核燃料物質を含む。燃料棒の少なくとも２０％は、燃料棒４１、３２、２６、９の第１のセットに属する。この第１のセットの燃料棒は、２３５ＵリッチのＵおよびＴｈを含む。第１のセットは、燃料棒４１、３２の第１および第２のサブセットを備える。第１のサブセットの各燃料棒４１におけるＴｈとＵとの間の重量に関する比率は、第２のサブセットの各燃料棒３２におけるＴｈとＵとの間の重量に関する比率に比べてより高い。本発明は、原子力沸騰水型原子炉およびかかる原子炉を作動する方法にも関する。【選択図】図３
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子力沸騰水型原子炉のための燃料集合体（１２）であり、
各々被覆管（５２）および前記被覆管内に配置される核燃料物質を含む複数の燃料棒（２３）、
前記複数の燃料棒を囲む燃料チャネル（２５）、を備え、
前記燃料棒（２３）の少なくとも９５％の各１本は、２３５ＵリッチのＵの形の核燃料物質を含み、
前記燃料棒の少なくとも２０％の各１本は、燃料棒（４１、３２、２６、９）の第１のセットに属し、この第１のセットの各燃料棒は、２３５ＵリッチのＵおよびＴｈを含む、燃料集合体（１２）であって、
燃料棒の前記第１のセットは、燃料棒（４１、３２）の少なくとも第１および第２のサブセットを備え、前記第１のサブセットの各燃料棒（４１）におけるＴｈとＵとの間の重量に関する比率は、前記第２のサブセットの各燃料棒（３２）におけるＴｈとＵとの間の重量に関する比率に比べてより高い、
ことを特徴とする燃料集合体（１２）。
【請求項２】
燃料棒（４１、３２、２６、９）の前記第１のセットはまた、燃料棒（２６）の第３のサブセットを備え、前記第３のサブセットの各燃料棒（２６）におけるＴｈとＵとの間の重量に関する比率は、前記第２のサブセットの各燃料棒（３２）におけるＴｈとＵとの間の重量に関する比率に比べてより低い、請求項１に記載の燃料集合体（１２）。
【請求項３】
燃料棒（４１、３２、２６、９）の前記第１のセットはまた、燃料棒（９）の第４のサブセットを備え、前記第４のサブセットの各燃料棒（９）におけるＴｈとＵとの間の重量に関する比率は、前記第３のサブセットの各燃料棒（２６）におけるＴｈとＵとの間の重量に関する比率に比べてより低い、請求項２に記載の燃料集合体（１２）。
【請求項４】
各サブセットのすべての燃料棒（４１、３２、２６、９）において、Ｕの２３５Ｕ濃縮度は、４．００〜６．００％の範囲内、好ましくは４．５０〜５．００％の範囲内にある、請求項１〜３のいずれか１項に記載の燃料集合体（１２）。
【請求項５】
前記サブセットの前記燃料棒（４１、３２、２６、９）は、Ｕの２３５Ｕ濃縮度と同じ濃縮度、または少なくとも実質的に同じ濃縮度（好ましくは４．９５％）を有する、請求項４に記載の燃料集合体（１２）。
【請求項６】
重量に関してＴｈとＵとの間のより低い比率を有するサブセットの燃料棒が配置される所に比べて、前記燃料集合体が前記原子力沸騰水型原子炉において使用中であるときに、重量に関してＴｈとＵとの間のより高い比率を有する燃料棒がより多くの減速材がある所に配置されるように、燃料棒の前記サブセットは前記燃料集合体において配置される、請求項１〜５のいずれか１項に記載の燃料集合体（１２）。
【請求項７】
前記燃料集合体における前記燃料棒（２３）の２５％〜８０％、好ましくは３５％〜７０％は、燃料棒（４１、３２、２６、９）の前記第１のセットに属する、請求項１〜６のいずれか１項に記載の燃料集合体（１２）。
【請求項８】
前記燃料棒の２０％〜９０％の、より好ましくは前記燃料棒の２５％〜７５％の各１本は、燃料棒の第２のセット（図３の空の小円）に属し、この第２のセットの各燃料棒は、２３５ＵリッチのＵを含むが、いかなるＴｈもいかなる可燃性吸収体も含まないか、または、Ｔｈまたは可燃性吸収体のいかなる相当量も少なくとも含まず、前記第２のセットにおけるＵの２３５Ｕ濃縮度は、４．００〜６．００％の範囲内、好ましくは４．５０〜５．００％の範囲内、最も好ましくは４．９５％にある、請求項１〜７のいずれか１項に記載の燃料集合体（１２）。
【請求項９】
前記燃料棒の３％〜２０％の、より好ましくは前記燃料棒の５％〜１５％の各１本は、燃料棒（Ｇｄ）の第３のセットに属し、この第３のセットの各燃料棒は、２３５ＵリッチのＵおよび少なくとも１つの種類の可燃性吸収体も含む、請求項１〜８のいずれか１項に記載の燃料集合体（１２）。
【請求項１０】
前記第２のセットの各燃料棒（空の小円）において、Ｕの２３５Ｕ濃縮度は、前記サブセットの燃料棒（４１、３２、２６、９）におけるＵの２３５Ｕ濃縮度と同じか、または少なくとも実質的に同じである、請求項８または９に記載の燃料集合体（１２）。
【請求項１１】
前記燃料棒の２％〜１０％の、より好ましくは前記燃料棒の４％〜８％の各１本は、燃料棒（２９、３０）の第４のセットに属し、この第４のセットの各燃料棒（２９、３０）は、２３５ＵリッチのＵを含むが、いかなるＴｈもいかなる可燃性吸収体も含まないか、または、Ｔｈまたは可燃性吸収体のいかなる相当量も少なくとも含まず、前記第４のセットにおけるＵの２３５Ｕ濃縮度は、４．００％未満、好ましくは１．５０〜３．００％の範囲内にある、請求項１〜１０のいずれか１項に記載の燃料集合体（１２）。
【請求項１２】
前記燃料棒（２３）における核燃料物質のＵはＵＯ２の形で存在し、ＴｈはＴｈＯ２の形で存在する、請求項１〜１１のいずれか１項に記載の燃料集合体（１２）。
【請求項１３】
前記燃料棒の前記核燃料物質は、それらが前記被覆管（５２）内で核燃料ペレットのスタックを形成するように、互いの上に配置されるペレットを形成し、全く同一の燃料棒（２３）の中の核燃料物質を有する異なるペレットは同じ組成を有する、請求項１〜１２のいずれか１項に記載の燃料集合体（１２）。
【請求項１４】
コアを備える原子力沸騰水型原子炉であって、請求項１〜１３のいずれか１項に記載の燃料集合体（１２）が前記コア内に配置される、原子力沸騰水型原子炉。
【請求項１５】
核エネルギープラントの原子力沸騰水型原子炉を作動する方法であって、
前記原子炉のコア内に請求項１〜１３のいずれか１項に記載の複数の燃料集合体（１２）を配置するステップ、
エネルギーが生成されるように前記原子炉を作動するステップ、
を含む、方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力沸騰水型原子炉（ｎｕｃｌｅａｒ  ｐｏｗｅｒ  ｂｏｉｌｉｎｇ  ｗａｔｅｒ  ｒｅａｃｔｏｒ）のための燃料集合体に関する。本発明はまた、原子力沸騰水型原子炉および核エネルギープラントの原子力沸騰水型原子炉を作動する方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
主に２種類の現代の軽水炉がある。すなわち、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）および加圧水型原子炉（ＰＷＲ）。これらの種類の原子炉において、異なる条件が存在する。したがって、異なる種類の原子炉に含まれるパーツ上には異なる要件ある。ＰＷＲでは、燃料棒は、高圧の下で液相にある水によって主に冷却される。ＢＷＲでは、圧力はより低い。そして、燃料棒が液相にある水および蒸気相にある水の両方によって囲まれるように、燃料棒を冷却する水は、蒸発する。水が通常燃料集合体を通って下から上へ流れるので、蒸気の量は燃料集合体の上部でより高い。ＰＷＲおよびＢＷＲの異なる作動原理のために、燃料集合体は、異なる設計を有し、そしてそれらは、多くの詳細に関して互いに異なる。したがって、特定の燃料集合体がＰＷＲ用であるかまたはＢＷＲ用であるかは、当業者に明らかである。
【０００３】
原子力沸騰水型原子炉のための燃料集合体において、多くの燃料棒がある。そしてそれは、核燃料物質を含む。上記したように、燃料集合体が原子炉において稼動中であるときに、冷却媒体（通常水）は、燃料集合体を通って上へ流れる。この水は、いくつかの機能を満たす。それは、燃料棒が過熱されないように、燃料棒を冷却するための冷却媒体として機能する。水はまた、中性子減速材として役立つ。すなわち、水は中性子を低速度に減速させる。これにより、中性子が核分裂反応を誘発する確率は増加する。
【０００４】
ウランは、現在稼動中の原子炉において主に使用される核燃料である。この種の原子炉のコアは、ウラン燃料を含む燃料棒を有する多数の燃料集合体を有する。燃料集合体の特定の少量（ｆｒａｃｔｉｏｎ）は、原子炉の稼動の間、照射によって発生する反応性の損失を補償するために、定期的に取り出されて、新規な燃料集合体と置き換えられる。
【０００５】
ウラン系燃料は、通常、２３５Ｕリッチである２３８Ｕに基づく。ＢＷＲのための燃料集合体において、燃料集合体における燃料棒の位置に応じて、異なる燃料棒のための濃縮程度は、通常異なる。ＢＷＲの設計のために、燃料の量に対する中性子減速媒体（水）の量の比率は、燃料集合体における異なる位置にとって異なる。したがって、よりよく減速された燃料棒がより低い濃縮度を有するように、そして、よりよく減速されなかった燃料棒がより高い濃縮度を有するように、濃縮度は変化する。
【０００６】
燃料集合体におけるいくつかの燃料棒の核燃料物質は、ウランに加えて、可燃性吸収体（ｂｕｒｎａｂｌｅ  ａｂｓｏｒｂｅｒ）（すなわち高い中性子吸収断面を有する同位元素）を通常含む。中性子の吸収に応じて、同位元素は、低い中性子吸収断面を有する同位元素に転換される。この種の可燃性吸収体の目的は、それらが新しい間、燃料集合体の反応性を低下させることである。ところが、可燃性吸収体核が中性子を吸収した後、寿命後期の反応性は、いかなる可燃性吸収体によってももはや実質的に減らされない。可燃性吸収体を使用する利点は、可燃性吸収体がない場合に比べて、原子炉コアにおける燃料集合体間のパワー配分がより均一であるということである。均一なパワー配分は、より高いシャットダウンマージンに結果としてなる。というのも、高い反応性燃料集合体のクラスタは回避されることができるからである。加えて、コアにおけるより低いピークパワーは、特定のパワー限界をローカルに超える危険なしに、より高い平均パワーレベルを許容する。可燃性吸収体の使用の欠点は、可燃性吸収体を含む燃料棒のパワーが強く減らされるということである。これは、最初の可燃性吸収体同位元素に関連した残留する吸収同位元素に起因して、そして、これらの燃料棒における核分裂性のＵの換算質量に起因して、燃料集合体のより大きい内部ピークパワー、および燃料集合体の寿命の後半の間のわずかに低下する反応性も結果としてなる。
【０００７】
核燃料としてのＴｈ（ウランまたは他の核分裂性物質を混合される）の使用は、多数の特許およびアカデミックな刊行物において提案された。
【０００８】
特許文献１および特許文献２は、核分裂性物質の種領域（ｓｅｅｄ  ｒｅｇｉｏｎ）および中性子捕獲によって核分裂性物質に転換可能な潜在核燃料物質の包括的領域（ｂｌａｎｋｅｔ  ｒｅｇｉｏｎ）を含むアクティブコアを有する種包括的なタイプの原子炉を記載する。包括的領域は、Ｔｈを含む。
【０００９】
特許文献３は、異種のブリーダまたはコンバータタイプの原子炉（ｎｅｕｔｒｏｎｉｃ  ｒｅａｃｔｏｒ）を記載する。原子炉コアは、種燃料集合体および包括的燃料集合体を有する。包括的燃料集合体は、Ｔｈを含むことができる。
【００１０】
特許文献４は、ＰＷＲを記載する。核分裂性物質の濃度を低下させることによって、またはそれらの領域の中性子吸収体を提供することによって、水減速材のローカル過剰により生じる強化された流動の領域における燃料エレメントの過熱は回避されることが記載される。燃料棒の特定のゾーン（ゾーンＩ）の過熱を回避するために、別のゾーン（ゾーンＩＩ）は、第３のゾーン（ゾーンＩＩＩ）よりもリッチにされない燃料を含み、そして、例えばＴｈＯ２がＵＯ２と混ざるようにかなりの割合の２３２Ｔｈを含んでもよい。
【００１１】
ウラン燃料集合体における可燃性吸収体のいくらかを交換するＴｈの使用は、Ｃｈｅｕｋ  Ｗａｈ  Ｌａｕによって博士号命題において提案された（ＩＳＢＮ  ９７８−９１−７３８５−９９０−５）。この仕事において、すべてのウラン燃料棒およびいくらかの可燃性吸収体含有燃料棒は、濃縮ウランおよび軽微な少量のＴｈ（５０％以下）を含むロッドによって置き換えられることが提唱される。ウランの濃縮およびＴｈの少量は、すべてのトリウム含有ロッドのために等しい。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１２】
【特許文献１】国際公開第８５／０１８２６  Ａ１号
【特許文献２】国際公開第９７／０８７１１  Ａ２号
【特許文献３】米国特許第３２１１６２１号
【特許文献４】英国特許第ＧＢ  ９０３１４２号
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１３】
先行技術からみて、本発明の目的は、反応性を制御するために可燃性吸収体の必要性が減らされる原子力沸騰水型原子炉のための燃料集合体を提供することである。別の目的は、より均一なパワー配分が得られるこの種の燃料集合体を提供することである。さらなる目的は、Ｕ濃縮度の変化を用いる必要性が減らされるこの種の燃料集合体を提供することである。別の目的は、反応性における変化が時間とともに減らされるこの種の燃料集合体を提供することである。
【課題を解決するための手段】
【００１４】
上記目的は、請求項１に記載の燃料集合体によって達成される。
【００１５】
本発明によれば、核燃料物質におけるＴｈとＵとの間の比率は、異なる燃料棒の間をこのように変化する。Ｔｈが中性子吸収機能を遂行するので、可燃性吸収体の必要性は、本発明によって減らされる。可燃性吸収体の量を減らすことによって、燃料集合体の中の内部パワープロフィールはより均一になる。というのも、より少ないロッドは、可燃性吸収体によって強く減らされるそれらの反応性を有することを必要とするからである。前述の比率における変化は、均一なパワー配分が得られるように、異なる比率を有する燃料棒を燃料集合体内に配置するために用いることができる。したがって、Ｕのさまざまな濃縮度を使用する必要性は、減らされる。さらに、燃料集合体が原子炉において使用されるときにＴｈが２３３Ｕ（すなわち核分裂性物質）に転換されるので、反応性の変化は時間とともに減少される。２３３Ｕの生成によって生じる寿命終端のより高い反応性は、異なるエージの燃料集合体間の反応性の違いを減少させる。そして、コアのより均一なパワー配分を産生する。
【００１６】
好ましくは、燃料集合体におけるすべての燃料棒は、２３５ＵリッチのＵの形の核燃料物質を含む。
【００１７】
好ましくは、すべてのＴｈ、またはＴｈの少なくとも９９％以上は、２３２Ｔｈである。
【００１８】
好適な実施形態によれば、燃料集合体は長さ３ｍを超える。好ましくは、大部分の燃料棒（燃料棒の５０％以上、好ましくは７０％以上）は、長さ３ｍを超える。燃料集合体は、いくらかのより短い燃料棒（いわゆる部分長式燃料棒）を含んでもよい。好ましくは、燃料集合体の燃料棒は、互いに平行に配置される。使用の間、それらは、そして燃料集合体全体は、通常、鉛直方向に延びる。好ましくは、燃料集合体は、非沸騰水のための１つ以上のチャネルを備える。
【００１９】
この文書において、定義済み燃料集合体および異なる同位元素の比率は、原子力沸騰水型原子炉において使われる新規な燃料集合体を参照する。使用の間、いくらかの同位元素は他の同位元素（または他の元素）に転換される。それにより、例えば核分裂性同位元素の比率は変化する。
【００２０】
概念「核燃料物質」は、核分裂性物質（例えばＵＯ２における２３５Ｕ）および核分裂性同位元素に転換可能な物質（例えばＴｈＯ２における２３２Ｔｈ）の両方に関連して本明細書において用いられる。燃料棒は、いくらかの他の成分（例えば包括的なペレットおよびばね）を含んでもよい。そしてそれは、核燃料物質を構成しない。しかしながら、概念がこの文書において使われるように、例えば、核燃料物質に含まれてよい可燃性吸収体および、結合剤物質、焼結エンハンサ、潤滑剤、Ｕ３Ｏ８およびポア形成剤などの他の添加剤は、核燃料物質の一部をなす。
【００２１】
本発明による燃料集合体の一実施形態によれば、燃料棒の前記第１のセットはまた、燃料棒の第３のサブセットを備え、前記第３のサブセットの各燃料棒におけるＴｈとＵとの間の重量に関する比率は、前記第２のサブセットの各燃料棒におけるＴｈとＵとの間の重量に関する比率に比べてより低い。
【００２２】
本発明による燃料集合体のさらなる実施形態によれば、燃料棒の前記第１のセットはまた、燃料棒の第４のサブセットを備え、前記第４のサブセットの各燃料棒におけるＴｈとＵとの間の重量に関する比率は、前記第３のサブセットの各燃料棒におけるＴｈとＵとの間の重量に関する比率に比べてより低い。
【００２３】
核燃料物質のＴｈとＵとの間のさまざまな比率を有するこの種のサブセットを有することによって、さらに改良された燃料集合体は達成される。また時間とともに、パワー配分がさらに均一になるように、異なる比率を有する異なる燃料棒は、次いで配置されることができる。また、Ｕ濃縮度を変化させることの必要性は、さらに減らされる。
【００２４】
燃料集合体がＴｈとＵとの間の重量に関する異なる比率を有する４つより多い（またはより少ない）この種のサブセットを備えてもよいことは、留意されなければならない。
【００２５】
燃料集合体が例えばこの種の４つのサブセットを有する場合、異なるサブセットのための核燃料物質のＴｈとＵとの間の重量に関する比率は、例えば、以下の通りでもよい。
第１のサブセット：比率は、関係Ｔｈ／（Ｔｈ＋Ｕ）が重量に関して０．３５〜０．６０（例えば０．４１）であるようなものである。
第２のサブセット：比率は、関係Ｔｈ／（Ｔｈ＋Ｕ）が重量に関して０．２９〜０．３４（例えば０．３２）であるようなものである。
第３のサブセット：比率は、関係Ｔｈ／（Ｔｈ＋Ｕ）が重量に関して０．１５〜０．２８（例えば０．２６）であるようなものである。
第４のサブセット：比率は、関係Ｔｈ／（Ｔｈ＋Ｕ）が重量に関して０．０５〜０．１４（例えば０．０９）であるようなものである。
【００２６】
本発明による燃料集合体のさらなる実施形態によれば、各サブセットのすべての燃料棒において、Ｕの２３５Ｕ濃縮度は、４．００〜６．００％の範囲内、好ましくは４．５０〜５．００％の範囲内にある。この種の濃縮程度は、高い反応性を有効にする。さらに、濃縮度が前記サブセットの異なる燃料棒間で低い程度にまたは全てでなく変化するのみであることは、有利である。
【００２７】
この実施形態によれば、濃縮度の定義済みの範囲は、燃料棒の少なくとも第１および第２のサブセットのために、好ましくはまた燃料棒の第３のサブセットのために、より好ましくは燃料棒のすべてのサブセットのためにこのように本当である。
【００２８】
本発明による燃料集合体のさらなる実施形態によれば、前記サブセットの燃料棒は、Ｕの２３５Ｕ濃縮度と同じ濃縮度、または少なくとも実質的に同じ濃縮度（好ましくは４．９５％）を有する。燃料棒の同じ、高い、濃縮度を有することによって、高い反応性が得られる。そして、核燃料棒の生産は単純化される。本発明によって、ＴｈとＵとの間の比率の変化のために、前記燃料棒における濃縮度の変化なしでさえ、均一なパワー配分はまだ得られる。
【００２９】
「実質的に同じ」によって、例えば生産許容度のために、濃縮度がわずかに変化することができることがここで意味される。
【００３０】
この実施形態によれば、定義済みの同じ濃縮度、または少なくとも実質的に同じ濃縮度は、燃料棒の少なくとも第１および第２のサブセットのために、好ましくはまた燃料棒の第３のサブセットのために、より好ましくは燃料棒のすべてのサブセットのためにこのように本当である。
【００３１】
本発明による燃料集合体のさらなる実施形態によれば、重量に関してＴｈとＵとの間のより低い比率を有するサブセットの燃料棒が配置される所に比べて、燃料集合体が原子力沸騰水型原子炉において使用中であるときに、重量に関してＴｈとＵとの間のより高い比率を有する燃料棒がより多くの減速材がある所に配置されるように、燃料棒の前記サブセットは燃料集合体において配置される。したがって、前記比率における変化は、Ｕ濃縮度を変化させる代わりに使われることができる。
【００３２】
異なるサブセットの燃料棒は、それが原子力沸騰水型原子炉において使われるときにより均一なパワー配分が核燃料集合体において達成されるように、そして燃料集合体の内部ピークパワーが減らされるように、配置される。
【００３３】
本発明による燃料集合体のさらなる実施形態によれば、前記燃料集合体における燃料棒の２５％〜８０％、好ましくは３５％〜７０％は、燃料棒の前記第１のセットに属する。前記第１のセットのこの種の多くの燃料棒を有することによって、上記した目的および利点は、効率的な方法で得られる。
【００３４】
本発明による燃料集合体のさらなる実施形態によれば、燃料棒の２０％〜９０％の、より好ましくは燃料棒の２５％〜７５％の各１本は、燃料棒の第２のセットに属し、この第２のセットの各燃料棒は、２３５ＵリッチのＵを含むが、いかなるＴｈもいかなる可燃性吸収体も含まないか、または、Ｔｈまたは可燃性吸収体のいかなる相当量も少なくとも含まず、第２のセットにおけるＵの２３５Ｕ濃縮度は、４．００〜６．００％の範囲内、好ましくは４．５０〜５．００％の範囲内、最も好ましくは４．９５％にある。核燃料物質におけるＴｈまたは可燃性吸収体のいかなる相当量もなしに、この種の多くの燃料棒を用いて、高い反応性は得られる。
【００３５】
表現「いかなる相当量もない」は、例えば不純物に起因して、非常に低い微々たる量が存在してもよいことを意味する。
【００３６】
本発明による燃料集合体のさらなる実施形態によれば、燃料棒の３％〜２０％の、より好ましくは燃料棒の５％〜１５％の各１本は、燃料棒の第３のセットに属し、この第３のセットの各燃料棒は、２３５ＵリッチのＵおよび少なくとも１つの種類の可燃性吸収体も含む。可燃性吸収体は、例えば、Ｇｄ、ＥｒまたはＢであることができる。新規な燃料集合体の反応性を低下させるために、いくらかの燃料棒において核燃料物質の可燃性吸収体を使用することは、有利である。しかしながら、本発明によって、可燃性吸収体を含む非常に少ない（または少しもない）この種の燃料棒だけが使われることを必要とする。
【００３７】
前記第３のセットの各燃料棒の核燃料物質における可燃性吸収体の重量に関する量は、例えば１．０％〜１０％、好ましくは３．０％〜５．０％にあってよい。好ましくは、前記第３のセットの各燃料棒は、いかなるＴｈも、またはＴｈのいかなる相当量も少なくとも含まない。いかなる適切な種類の可燃性吸収体も、用いられてよい。
【００３８】
本発明による燃料集合体のさらなる実施形態によれば、前記第２のセットの各燃料棒において、Ｕの２３５Ｕ濃縮度は、前記サブセットの燃料棒におけるＵの２３５Ｕ濃縮度と同じか、または少なくとも実質的に同じである。Ｕの同じ濃縮度を有するそれほど多くの燃料棒を有することによって、高い反応性が達成されることができると同時に、核燃料の製作はさらに単純化される。
【００３９】
本発明による燃料集合体のさらなる実施形態によれば、燃料棒の２％〜１０％の、より好ましくは燃料棒の４％〜８％の各１本は、燃料棒の第４のセットに属し、この第４のセットの各燃料棒は、２３５ＵリッチのＵを含むが、いかなるＴｈもいかなる可燃性吸収体も含まないか、または、Ｔｈまたは可燃性吸収体のいかなる相当量も少なくとも含まず、第４のセットにおけるＵの２３５Ｕ濃縮度は、４．００％未満、好ましくは１．５０〜３．００％の範囲内にある。よく調整された燃料棒の２３２Ｔｈから２３３Ｕへの過剰な転換を回避するために、Ｕのより低い濃縮度を有するいくつかの燃料棒を使用することは、有利であるように見えた。そしてそれは、燃料集合体の寿命終端の方へのこれらの燃料棒の不均衡に高いパワーに至る。本発明によって、非常に少ない（または少しもない）この種の燃料棒だけが使われることを必要とする。
【００４０】
本発明による燃料集合体のさらなる実施形態によれば、前記燃料棒における核燃料物質のＵはＵＯ２の形で存在し、ＴｈはＴｈＯ２の形で存在する。この種の合成物は、核燃料として有利なことが公知である。
【００４１】
本発明による燃料集合体のさらなる実施形態によれば、前記燃料棒の核燃料物質は、それらが被覆管内で核燃料ペレットのスタックを形成するように、互いの上に配置されるペレットを形成し、全く同一の燃料棒の中の核燃料物質を有する異なるペレットは同じ組成を有する。この種のペレットの使用は、核燃料のために有利なことが公知である。全く同一の燃料棒の中の異なる燃料ペレットが同じ組成を有するので、核燃料集合体の製作は容易になる。
【００４２】
本発明の別の目的は、有利な特性を有する原子力沸騰水型原子炉を提供することにある。この目的は、コアを備える原子力沸騰水型原子炉であって、前述の実施形態のいずれか１つにしたがう燃料集合体が前記コア内に配置される、原子力沸騰水型原子炉によって達成される。この種の原子力沸騰水型原子炉によって、上記した利点は、原子炉において実施される。
【００４３】
本発明のさらなる目的は、原子力沸騰水型原子炉を作動する有利な方法を提供することにある。この目的は、核エネルギープラントの原子力沸騰水型原子炉を作動する方法であって、原子炉のコア内に前述の実施形態のいずれか１つにしたがう複数の燃料集合体を配置するステップ、エネルギーが生成されるように前記原子炉を作動するステップ、を含む、方法によって達成される。原子力沸騰水型原子炉を作動するこの方法によって、上述の利点は達成される。
【図面の簡単な説明】
【００４４】
【図１】図１は、核エネルギープラントの原子力沸騰水型原子炉を図式的に示す。
【図２】図２は、沸騰水型原子炉のための燃料集合体を図式的に示す。
【図３】図３は、本発明による燃料集合体の一実施形態の断面図を図式的に示す。
【図４】図４は、燃料棒を図式的に示す。
【発明を実施するための形態】
【００４５】
本発明の一実施形態は、ここで図に関して記載される。
【００４６】
図１は、このように原子力沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を有する核エネルギープラントを図式的に示す。プラントは、原子炉容器１０を備える。原子炉容器１０のコアには、多数の燃料集合体１２が配置される。原子炉容器１０には、制御棒１３もある。制御棒１３は、原子炉の稼動を制御するために燃料集合体１２の間に挿入されることができる。原子炉容器１０からの蒸気は、導管１４を介してタービン１５に伝導される。タービン１５の助けを借りて、電気エネルギーは、発電機１６によって発生する。タービン１５からの蒸気は、復水器１７に導かれる。復水器１７は、導管１８内を輸送される冷水によって冷却される。コンデンサ１７からの水は、導管１９を介して原子炉容器１０にフィードバックされる。
【００４７】
図２は、ＢＷＲのための本発明の一実施形態による燃料集合体１２を図式的に示す。燃料集合体は、長さ約４ｍでよく、長さ方向Ｌを定める。図２は、燃料集合体の上下の部分を示す。燃料集合体１２は、燃料集合体の底部に接続部材２０を有する。燃料集合体１２の最上部には、ハンドル２２がある。燃料集合体１２は、多くの燃料棒２３を備える。燃料チャネル２５は、燃料棒２３を囲む。この実施形態によれば、燃料チャネル２５は、概して正方形の形状（図３参照）を有し、したがって４つの隅部を有する。１つの隅部は、図２に２４で示される。図２では、燃料チャネル２５の内部の燃料棒２３を示すために燃料チャネル２５の一部が除去される点に留意する必要がある。
【００４８】
燃料集合体１２が原子力ＢＷＲにおいて使用中であるときに、水は、接続部材２０を介して底部で燃料チャネル２５内に入る。そして、生成された蒸気は、燃料チャネル２５の最上部で出る。
【００４９】
本発明の一実施形態によれば、各燃料棒２３は、被覆管５２（図４参照）および、被覆管５２内でそれらがスタックを形成するように配置されるペレット５０の形の核燃料物質を含む。核燃料ペレット５０は、ＵＯ２の形の核燃料物質から成る。Ｕは、２３５Ｕリッチである。
【００５０】
図３は、本発明の一実施形態による燃料集合体１２の断面図を図式的に示す。
【００５１】
図３のすべての小円は、燃料棒２３（図２も参照）である。燃料棒は、上記した燃料チャネル２５によって囲まれる。燃料集合体は、２つの水チャネル２８も備える。使用中に、非沸騰水は、これらの水チャネル２８を通って流れる。水チャネル２８内の水は、中性子減速材として機能する。
【００５２】
燃料集合体１２が原子力ＢＷＲにおいて使われるときに、燃料集合体１２の側部のうちの２つ（図３の左への側部および図３の上の側部）は、制御棒ブレードが挿入されてよいスペースの次に配置される。隅部２４は、十字形の制御棒のクロス中心を示す。この種の制御棒の設計は当業者に知られているので、制御棒は、ここでさらに詳細に記載されない。
【００５３】
図３に４１、３２、２６および９で示される燃料棒は、燃料棒の第１のセットを一緒に構成する。この第１のセットの各燃料棒の核燃料物質は、前述のＵＯ２に加えて、ＴｈＯ２も含む。
【００５４】
燃料棒４１、３２、２６、９の第１のセットは、燃料棒の第１、第２、第３および第４のサブセットを含む。重量に関して、異なるサブセットの燃料棒におけるＴｈとＵとの間の比率は、互いに異なる。
【００５５】
図示された実施形態では、第１のサブセットは、４１で示される６本の燃料棒を有する。このサブセットにおける各燃料棒のＴｈとＵとの間の比率は、重量に関して、関係Ｔｈ／（Ｔｈ＋Ｕ）が約０．４１であるようなものである。
【００５６】
第２のサブセットの燃料棒は、３２で示される。この種の７本の燃料棒が、図示された実施形態にある。この第２のサブセットにおける各燃料棒のＴｈとＵとの間の比率は、重量に関して、関係Ｔｈ／（Ｔｈ＋Ｕ）が約０．３２であるようなものである。
【００５７】
第３のサブセットの燃料棒は、２６で示される。この種の１８本の燃料棒が、図示された実施形態にある。この第３のサブセットにおける各燃料棒のＴｈとＵとの間の比率は、重量に関して、関係Ｔｈ／（Ｔｈ＋Ｕ）が約０．２６であるようなものである。
【００５８】
第４のサブセットの燃料棒は、９で示される。この種の１４本の燃料棒が、図示された実施形態にある。この第４のサブセットにおける各燃料棒のＴｈとＵとの間の比率は、重量に関して、関係Ｔｈ／（Ｔｈ＋Ｕ）が約０．０９であるようなものである。
【００５９】
図３においてマークされない（空の小円）燃料棒は、燃料棒の第２のセットを構成する。これらの燃料棒は、ＵＯ２の形の核燃料物質から成るが、いかなるＴｈおよびいかなる可燃性吸収体からも成らない。図示された実施形態では、この種の３２本の燃料棒がある。
【００６０】
今までに記載された燃料棒（すなわち、４１、３２、２６、９および空の小円で示される燃料棒）の各々にとって、Ｕの２３５Ｕ濃縮度は４．９５％である。
【００６１】
図３では、９本の燃料棒は、Ｇｄで示される。これらの燃料棒は、燃料棒の第３のセットを構成する。このタイプの各燃料棒は、ＵＯ２に加えて、可燃性吸収体も含む。この実施形態によれば、これらの燃料棒の各々の核燃料物質は、重量に関して、可燃性吸収体としてのＧｄ２Ｏ３約３．５％を含む。２３５Ｕ濃縮度は、前記第１のセットおよび前記第２のセットの燃料棒に比べて、これらの燃料棒においていくらか低くてもよい。
【００６２】
図３に十字によって印がついた燃料棒は、燃料棒の第４のセットを構成する。燃料棒のこのセットの各燃料棒の核燃料物質は、２３５ＵリッチのＵから成るが、いかなるＴｈおよびいかなる可燃性吸収体からも成らない。さらに、燃料棒のこの第４のセットのＵの２３５Ｕ濃縮度は、３．００％より小さい。この実施形態によれば、この種の５本の燃料棒２９は濃縮度２．０８％を有し、そして、１本の燃料棒３０は濃縮度１．８８％を有する。燃料棒３０は、十字形の制御棒のクロス中心の次に配置されることを意図する隅部２４に配置される。
【００６３】
燃料棒４１、３２、２６、９の前述のサブセットに関して、ＴｈとＵとの間の重量に関してより高い比率を有する燃料棒は、より低いかかる比率を有するサブセットの燃料棒が配置される場所に比べて、燃料集合体が原子力ＢＷＲにおいて使用中であるときにより多くの減速材（より多くの水）がある場所に概して配置される点に留意する必要がある。ＢＷＲのための燃料集合体では、より多くの減速材は、燃料集合体の隅部の近くに概してある点に留意することができる。
【００６４】
この実施形態では上記の材料に加えて、当業者に知られているように、燃料棒の核燃料物質は、少量の他の添加剤を含んでよい。
【００６５】
各燃料棒１３において、核燃料物質は、図４に関連して記載されるやり方でペレット５０の形で配置される。全く同一の燃料棒２３の中の異なる核燃料ペレット５０は、同じ組成を有する。
【００６６】
図１は、原子炉容器１０の内側で原子炉のコアが上記した実施形態による複数の核燃料集合体１２をロードされたときの、本発明による原子力沸騰水型原子炉の実施形態も例示する。
【００６７】
本発明によれば、核エネルギープラントの原子力沸騰水型原子炉を作動する方法は、原子炉のコア内に上記した実施形態による複数の核燃料集合体１２を配置すること、そして、例えば図１に示す発電機１６の助けを借りて、エネルギーが生成されるように原子炉を作動すること、を含む。
【００６８】
本発明は、本明細書に記載されている実施例に限定されなくて、以下の請求項の範囲内で変化されることができて、修正されることができる。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【国際調査報告】
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