(57)【要約】【要約】混合酸化物燃料を燃焼するように設計された加圧水型原子炉の燃料集合体を提供する。【解決手段】全部が環状ペレットである燃料ペレットを燃料棒内に積み重ねて使用し、集合体内で半径方向濃縮度ゾーニングを採用して、集合体全体にわたる燃料棒出力分布が隣接する集合体の特性に拘らず比較的滑らかであるようにする。【要約】【選択図】図４
2012505369.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
複数の燃料棒の離隔アレイより成る原子燃料集合体であって、
少なくとも一部の燃料棒は、
第１の端部と第２の端部の間を軸方向に所定の長さ延びる細長い被覆管と、
被覆管の第１の端部を気密封止する第１の端栓と、
被覆管の第２の端部を気密封止する第２の端栓と、
被覆管の内部に第１の長さに沿って積み重ねた混合酸化物燃料ペレットの縦続体とより成り、少なくとも実質的に全ての混合酸化物燃料ペレットは被覆管の軸が貫通する固体物質のない環状体であり、第１の長さは所定の長さより短く核分裂性ガスを収集できるプレナムを画定する原子燃料集合体。
【請求項２】
全ての混合酸化物燃料ペレットは被覆管の軸が貫通する環状体の開口である請求項１の燃料集合体。
【請求項３】
環状体の開口の直径はほぼ１ｍｍと４ｍｍの間にある請求項１の燃料集合体。
【請求項４】
環状体の開口の直径はほぼ２ｍｍと４ｍｍの間にある請求項３の燃料集合体。
【請求項５】
プレナムは第１の端栓に隣接する請求項１の燃料集合体。
【請求項６】
第２の端栓に隣接する第２のプレナムを有する請求項５の燃料集合体。
【請求項７】
可燃性吸収体を含まない請求項１の燃料集合体。
【請求項８】
複数の燃料棒の離隔アレイは、燃料棒の重量百分比濃縮度が燃料集合体の中心から半径方向外方に１つのゾーンから次のゾーンへ進むに従って減少する半径方向濃縮度ゾーニングパターンを形成するように配列されている請求項１の燃料集合体。
【請求項９】
半径方向濃縮度ゾーニングパターンは少なくとも３つのゾーンを有する請求項８の燃料集合体。
【請求項１０】
重量百分比濃縮度は中央ゾーンが約１．００、中間ゾーンが約０．６５、外側周囲ゾーンが約０．４５である請求項９の燃料集合体。
【請求項１１】
燃料棒の１７×１７正方形アレイより成り、中央ゾーンがほぼ７２本の燃料棒、中間ゾーンがほぼ１２８本の燃料棒、外側周囲ゾーンが約６４本の燃料棒を有する請求項９の燃料集合体。
【請求項１２】
外側周囲ゾーンは燃料集合体を取り囲む燃料棒の外側周囲列より成る請求項９の燃料集合体。
【請求項１３】
３つの半径方向ゾーンは、以下のパターンで複数の案内管（ＧＴ）及び計測管（ＩＴ）の周りに配置された中央ゾーン（ｃｚ）、中間ゾーン（ｉｚ）及び外側ゾーン（ｏｚ）より成る請求項９の燃料集合体。
2012505369.tif 000003
【請求項１４】
第１の端部と第２の端部の間を軸方向に所定の長さ延びる細長い被覆管と、
被覆管の第１の端部を気密封止する第１の端栓と、
被覆管の第２の端部を気密封止する第２の端栓と、
被覆管の内部に第１の長さに沿って積み重ねた混合酸化物燃料ペレットの縦続体とより成り、少なくとも実質的に全ての混合酸化物燃料ペレットは被覆管の軸が貫通する固体物質のない環状体であり、第１の長さは所定の長さより短く核分裂性ガスを収集できるプレナムを画定する原子燃料棒。
【請求項１５】
全ての混合酸化物燃料ペレットは被覆管の軸が貫通する環状体の開口である請求項１４の燃料集合体。
【請求項１６】
環状体の開口の直径はほぼ１ｍｍと４ｍｍの間にある請求項１４の燃料集合体。
【請求項１７】
環状体の開口の直径はほぼ２ｍｍと４ｍｍの間にある請求項１６の燃料集合体。
【請求項１８】
プレナムは第１の端栓に隣接する請求項１４の燃料集合体。
【請求項１９】
第２の端栓に隣接する第２のプレナムを有する請求項１８の燃料集合体。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、一般的に、加圧水型原子炉の燃料集合体に係り、さらに詳細には、混合酸化物燃料を用いるかかる燃料集合体に係る。
【背景技術】
【０００２】
加圧水で冷却される原子力発電システムの一次側は、二次側から隔離され且つ該二次側と熱交換関係にあって有用エネルギーを発生させる閉回路を含む。一次側は、核分裂物質を含む複数の燃料集合体を支持する炉心内部構造を収納する原子炉容器、熱交換蒸気発生器内の一次回路、加圧器内の体積部、加圧水を循環させるポンプ及び蒸気発生器及びポンプをそれぞれ独立に原子炉容器に接続する配管系よりなる。蒸気発生器、ポンプ及び容器へ接続された配管系から成る一次側の各部は一次側ループを形成する。
【０００３】
説明の目的で、図１は炉心１４を包む上蓋１２を備えたほぼ円筒形の原子炉圧力容器１０を有する原子炉一次系を簡略化して示す。水のような液状原子炉冷却材がポンプ１６によって容器１０内へ圧入され、炉心１４を通過する間に熱エネルギーが吸収され、一般に蒸気発生器と呼称される熱交換器へ放出されるが、この蒸気発生器では、熱が蒸気駆動タービン発電機のような利用回路図示しないへ伝達される。次いで、原子炉冷却材はポンプ１６へ還流することで一次ループが完成する。典型的には、複数の上述したループが原子炉冷却材配管系２０を介して単一の原子炉容器１０と接続する。
【０００４】
原子炉構成の一例の詳細を図２に例示する。説明の目的で、複数の、互いに平行で、垂直に延びる燃料集合体２２から成る炉心１４に加えて、その他の容器内部構造は下部炉心構造物２４と、上部炉心構造物２６とに区分することができる。従来設計では、下部炉心構造物の機能は炉心コンポーネント及び計装手段を支持し、整列させ、案内するとともに、容器内の流れ方向を制御することにある。上部炉心構造物は、燃料集合体２２（簡略化のため２つだけ図示する）を制限し拘束する燃料集合体の二次的拘束手段を提供するとともに、計装手段及び制御棒２８のようなコンポーネントを支持し案内する。
【０００５】
図２に例示する原子炉の場合、冷却材は１つまたはそれ以上の入口ノズル３０から原子炉容器１０に流入し、容器と炉心槽３２の間に画定される環状部を流下し、下部プレナム３４において１８０°方向変換し、燃料集合体２２が着座している下部支持板３７及び下部炉心板３６を上向きに貫流し、集合体の中及び周りを流動する。下部支持板３７及び下部炉心板３６の代わりに、３７と同じ位置に単一の構造、即ち、下部炉心支持板を配置する設計もある。炉心及びその周辺域３８を流動する冷却材の流量は大きく、典型的には毎秒約６．１メートルの速度で毎分１．１９ｘ１０6リットルのオーダーである。その結果生じる圧力降下及び摩擦力が燃料集合体を浮揚させようとするが、この動きは円形の上部炉心板４０を含む上部炉心構造物によって制限される。炉心１４を出た冷却材は上部炉心板４０の下側に沿って流れ、複数の細孔４２を通って上昇する。次いで、冷却材は１つまたはそれ以上の出口ノズル４４に向かって上方及び半径方向へ流れる。
【０００６】
上部炉心構造物２６は容器または容器蓋から支持することが可能であり、上部支持集合体４６を含む。荷重は主として複数の支柱４８により上部支持集合体４６と上部炉心板４０の間で伝達される。支柱は特定の燃料集合体２２及び上部炉心板４０の細孔４２の上方で一直線に延びている。
【０００７】
直線的に移動可能な制御棒２８は通常、駆動シャフト５０及び中性子毒物棒のスパイダ集合体５２を含み、中性子毒物棒は制御棒案内管５４によって上部炉心構造物２６内を案
内され、この制御棒と整列関係にある燃料集合体２２内に進入する。案内管は上部支持集合体４６に固定的に接続され、上部炉心板４０の頂部に圧力嵌めされた割りピン５６により接続されている。このピン構造は案内管の組込み及び必要に応じた交換を容易にし、特に地震または他の高荷重事故条件下において、炉心にかかる荷重が案内管５４にではなく主として支柱４８にかかるようにする。支柱のこの構成には、制御棒の挿入に悪影響を与えかねない事故条件下における案内管の変形を遅らせる役目がある。
【０００８】
図３は、垂直方向に短縮した形で示し、参照番号２２で総括表示した燃料集合体の立面図である。燃料集合体２２は加圧水型原子炉に用いるタイプであり、下端部に下部ノズル５８を有する骨格構造を備えている。下部ノズル５８は原子炉の炉心領域１４の下部炉心支持板３６上に燃料集合体２２を支持する。燃料集合体２２の骨格構造は、下部ノズル５８に加えて、上端部の上部ノズル６２と、下部ノズル５８と上部ノズル６２の間を縦方向に延びて両端部をそれらに剛性的に固着された多数の案内管またはシンブル５５とを含む。
【０００９】
燃料集合体２２はさらに、案内シンブル管（案内管とも呼ぶ）５５に沿って軸方向に離隔され該管に固着された複数の横方向グリッド６４と、グリッド６４により横方向離隔関係に支持された細長い燃料棒６６の整列アレイとを含む。図３には図示しないが、グリッド６４は通常、直交するストラップが卵箱パターンを形成するように互いに差し込まれたものであり、４つのストラップの隣接する交差点が横方向離隔関係に支持される燃料棒６６が貫通するほぼ正方形の支持セルを画定する。従来型設計の多くは、支持セルを形成するストラップの対向する壁にばねとディンプルが打抜き加工により形成されたものである。ばねとディンプルは支持セル内へ半径方向へ延びてそれらの間に燃料棒を捕捉することにより、燃料棒の被覆へ圧力を作用させて該棒を定位置に保持する。燃料集合体２２はまた、中心部に位置し、下部ノズル５８と上部ノズル６２の間を延びてそれらに固着または捕捉される計測管６８も有する。燃料集合体２２は、部品のかかる構成により、部品の一体性を損なうことなく便利に取り扱うことのできる一体的なユニットを形成する。
【００１０】
上述したように、燃料集合体２２のアレイ状燃料棒２２は燃料集合体の長さ方向に離隔されたグリッド６４により互いに離隔した関係に保持される。各燃料棒６６は原子燃料ペレット７０を含み、上方の端栓７２と下方の端栓７４とにより両端部を閉じられている。ペレット７０は上方の端栓７２と、積み重ねたペレットの頂部との間にあるプレナムばね７６により積み重ねた形で保持される。従来、積み重ねたペレットの上方で、ペレット７０の頂部と上方の端栓７２の間には、原子炉の運転過程における燃料の燃焼時に発生する核分裂ガスを蓄積するために確保されたプレナム領域６０がある。核分裂性物質より成る燃料ペレット７０は原子炉の反応エネルギーを発生させる元となる。ペレットを取り囲む被覆６８は核分裂による副生成物が冷却材に入り込んで原子炉系をさらに汚染するのを阻止する隔壁として作用する。
【００１１】
核分裂プロセスを制御するために、多数の制御棒２８が燃料集合体２２の所定位置にある案内シンブル５５内を往復移動可能である。詳述すると、上部ノズル６２上の燃料棒クラスタ制御機構８０が制御棒２８を支持する。制御機構８０は内部にネジ山を設けた円筒形ハブ部材８２から複数のアーム５２が半径方向に延びるものである。各アーム５２は制御棒２８と相互連結されているため、制御棒機構８０は、制御棒ハブ８０の結合された制御棒駆動シャフト５０の駆動力により、全て公知の態様で、制御棒を案内シンブル５４内で垂直方向に移動させることにより燃料集合体２２内の核分裂プロセスを制御する。
【００１２】
核兵器の退役により多量の余剰プルトニウムが存在する。兵器等級の余剰プルトニウムを廃棄するためにナショナル・アカデミー・オブ・サイエンスにより推奨される１つのオプションは使用済み燃料への変換である。このアプローチでは、兵器等級の余剰プルトニ
ウムを酸化プルトニウム（ＰＵＯ2）へ変換し、再処理せずに混合酸化物（ＰｕＯ2−ＵＯ2）の形で既存の原子炉の燃料として使用する。その結果、「核拡散」しにくく、ナショナル・アカデミー・オブ・サイエンスにより推奨される「使用済み燃料規格」に合致する使用済みの燃料が得られる。これは発電事業者にとって非常に魅力的なものになりつつあるが、その理由は原子炉により駆動される発電所用の原子燃料のコストが減少するからであろう。例えば、欧州発電事業者規則文書(the European Utility Requirements Document)は、次世代の欧州の受動式発電用原子炉の炉心設計はＵＯ2燃料集合体に対して最大５０％の混合酸化物ＭＯＸ燃料集合体を使用できるように最適化しなければならないことを述べている。炉心設計におけるＭＯＸの使用は重要な物理学的パラメータ及び安全分析の想定条件に有意な影響を与えるであろう。さらに、ＭＯＸ燃料棒の設計は燃料性能基準として、意図される寿命にわたって燃料棒の健全性の維持が重要であると考えなければならない。ＭＯＸのアプローチは、１）現在のウラン炉心設計と同様な控えめで、現実的な炉心性能特性と、２）現在認可済みの従来型ウラン炉心設計と比較して安全マージンのいかなる減少も回避することにより認可リスクを最小限に抑える技術と、３）発電所の運転に対する影響を最小限に抑えるかまたは完全に回避することと、４）ＭＯＸ燃料から抽出されるエネルギーを経済性を最善にするために最大限にすることとを条件とする。
【００１３】
その基準を満足し、１００％ＵＯ2の炉心設計との実質的な互換性を有する原子炉の炉心及び燃料棒の設計が望まれる。
【発明の概要】
【００１４】
本発明は、ＭＯＸ燃料を燃焼するよう設計された新しい加圧水型原子炉の燃料集合体を提供することにより上記目的を達成する。燃料集合体は伝統的な燃料集合体骨格構造と、燃料棒の被覆管内にその一部に沿って積み重ねた混合酸化物燃料ペレットを有する燃料棒とを使用する。少なくとも実質的に全ての混合酸化物ペレットは被覆管の軸が固体物質のない部分を貫通する環状体である。被覆管の両端は端栓で気密封止され、内部領域のうち端栓と積み重ねた混合酸化物燃料ペレットの間の残余部分は１またはそれ以上のガスプレナムを画定する。プレナムは燃料燃焼時に発生する核分裂ガスを収集するために各燃料ペレットの環状体と協働する。燃料ペレット環状体の直径はほぼ１乃至４ｍｍ、好ましくは２乃至４ｍｍである。
【００１５】
１つの好ましい実施例において、混合酸化物燃料要素は可燃性吸収材を含まない。核分裂性Ｐｕを多量に装荷した別の実施例では、燃料集合体内の一部の燃料棒は可燃性吸収材を含むでもよい。本発明によると、後者の実施例の場合、可燃性吸収材を含む燃料棒はＧｄ2Ｏ3のような可燃性吸収材をドーピングした「廃棄材」または「天然」ウランより成る。好ましくは、積み重ねた燃料ペレットの各端部と端栓の間には核分裂ガスを収集するためにプレナムが画定される。
【００１６】
好ましくは、燃料集合体の離隔した複数の燃料棒アレイは、燃料集合体の中心から半径方向外方に向かって１つのゾーンから次のゾーンへ進むに従って燃料棒の重量百分比濃縮度が減少する半径方向濃縮度ゾーニングパターンを形成するように配置される。望ましくは、半径方向濃縮度ゾーニングパターンは少なくとも３つのゾーンを有する。好ましくは、相対的な重量百分比濃縮度は中央ゾーンで約１．００、中間ゾーンで約０．６５、外側周囲ゾーンで約０．４５である。本発明による燃料棒が１７×１７本の集合体アレイの実施例では、中央ゾーンの燃料棒は好ましくは約７２本、中間ゾーンは約１２８本、外側周囲ゾーンは約６４本である。好ましくは、外側周囲ゾーンは燃料集合体を取り囲む外側周囲列の燃料棒より成る。
【図面の簡単な説明】
【００１７】
【図１】図１は、本発明を適用できる原子炉システムの単純化した概略図である。
【図２】図２は、本発明を適用できる原子炉容器及び内部コンポーネントの部分断面立面図である。
【図３】図３は、図示を明瞭にするために一部を破断し垂直方向に短縮した形で示す燃料集合体の部分断面立面図である。
【図４】図４は、本発明に従って構成された燃料棒の一実施例を示す部分断面立面図である。
【図５】図５は、本発明の半径方向濃縮度ゾーニングパターンを示す燃料集合体の中間軸方向断面の平面図である。
【図６】図６は、８本のＧｄ2Ｏ3棒を含むＵＯ2集合体及び含まないＵＯ2集合体と、本発明に従って設計されたＭＯＸ集合体の反応度比較図である。
【図７】図７は、炉心四半部が循環対称形である混合ＭＯＸ／ＵＯ2炉心設計装荷パターンを示すマップである。
【発明を実施するための形態】
【００１８】
ＵＯ2燃料とＭＯＸ燃料の混合酸化物炉心は全てがＵＯ2である炉心には存在しない設計上の課題を２つ提供する。まず第１に、ＭＯＸ燃料棒は同一線出力密度、即ち、燃料棒１フィート毎で同じキロワット数の出力では、ＵＯ2燃料棒と比較して高い温度で動作するため、ＭＯＸ燃料棒では核分裂ガス放出率及び内圧が大きくなり、燃料の有用寿命が制限される。ＭＯＸ燃料の限定的な取出燃焼度は、ＵＯ2燃料の約６２乃至７５ＭＷｄ（メガワット日）／ｋｇ Ｕと比較して４０乃至５０ＭＷｄ／ｋｇ ＨＭ（重金属キログラム）である。高出力密度の炉心では、この燃料度の制約により、ＭＯＸ集合体が動作可能な燃料交換の間のサイクル数が２サイクルまたはせいぜい３サイクルに制限されることになる。設計上の第２の課題は、ＵＯ2集合体とＭＯＸ集合体の間の中性子束スペクトルの大きな違いに起因する。ＵＯ2集合体は隣接するＭＯＸ集合体に対して本質的に強力な熱中性子源として働くため、燃料棒及び格子が適正に設計されない限りＭＯＸ燃料内の出力ピークが過大になる。
【００１９】
従来型ブランケットＵＯ2集合体には、積み重ねた燃料ペレットの下部８インチ（２０．３２ｃｍ）と上部８インチ（２０．３２ｃｍ）の部分が環状ペレットである燃料棒を使用するものがある。図４からわかるように、本発明は燃料棒６６の被覆管６８の活性領域全体にわたって開口８２のある環状ペレット７８を使用する。一実施例において、この活性領域は下方の端栓７４から、上方の端栓７２より離隔してプレナム８８を形成する上方高さ８４まで延びるが、このプレナム８８は環状ペレット７８の開口８２を集合体と協働して燃料燃焼時に発生する核分裂ガスを収集するためのリザバーを形成する。環状ペレットの中心の開口８２は２つの目的に資する。先ず、この開口はＭＯＸ燃料の大きい核分裂ガス放出率に適合させるために付加的な燃料棒プレナム空間を提供する。次に、開口８２は燃料ペレット７８のピーク温度及び平均温度を低下させ、核分裂ガス放出率を減少させる。これらの利点の組み合わせにより、環状のＭＯＸ燃料棒は典型的な中実の原子燃料棒と比べて格段に大きい照射を受けることができる。積み重ねた燃料の下端部に幾つかの中実燃料ペレットを使用して燃料の活性体積を増加することにより原子炉の運転仕様を満足させることが可能であるが、分析の結果、積み重ねたペレットの長さ全体を開口８２を有する環状ペレット７８にするのが好ましいことが判明している。環状体のサイズは、活性材料の増加、従ってエネルギー出力の増加または温度の減少と、燃料棒の内圧を下げるための核分裂ガス収集容積の増加との間でトレードオフの関係にあるが、分析の結果、開口８２の直径をほぼ１乃至４ｍｍ、最も好ましくは２乃至４ｍｍにするのが好ましいことがわかっている。積み重ねた燃料ペレットの長さ全体に沿って、ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシーの標準型環状ブラケットペレットと同じ幾何学的寸法を有する環状ＭＯＸペレットを設けることを想定したケーススタディによると、環状ＭＯＸ燃料棒は７０ＭＷｄ／ｋｇ ＨＭの照射を受けるが、原子炉冷却システム運転圧力は約１５．５ＭＰａを超えないことが示されている。
【００２０】
別の好ましい実施例では、図４に示すように、燃料棒には、下方の端栓７４と積み重ねた燃料の底部の間に第２のプレナム９０が設けられ、燃料燃焼時に発生する核分裂ガスを収容する。積み重ねた燃料は、２００８年３月２４日に出願され本願の譲受人に譲渡された米国特許出願第１２／０５３，７７１号にさらに詳細に記載されるように、下方の端栓７４から離隔して隔離体９２により支持される。
【００２１】
本発明は、図５に示すように集合体内において核分裂性Ｐｕ含有量が半径方向で変化するＭＯＸ燃料棒を使用する。図５は例示的な１７×１７燃料集合体のマップであり、案内管（ＧＴ）及び計測管（ＩＴ）の周りの燃料場所の相対的な核分裂性Ｐｕ濃縮度を示す。集合体２２の半径方向濃縮度ゾーニングにより原子炉炉心内にＭＯＸ集合体を配置する際の柔軟性を増加させる。半径方向濃縮度ゾーニングを使用しない場合、ＵＯ2集合体のすぐ隣りに配置されるＭＯＸ集合体の周囲列の燃料棒の出力が大きく増加し、安全分析により支持されるそれらのピーキング係数を超える可能性がある。この設計はＭＯＸ集合体内において３つの異なる濃縮度の濃縮度ゾーニングを使用する。３つの異なる燃料棒タイプの相対的な濃縮度の設定は、集合体全体にわたる燃料棒出力分布が隣接する集合体の特性に拘らず比較的滑らかであり、これが同一集合体平均出力に対してピーキング係数を低くするように行なわれる。平均出力対ピーク出力の比率がゾーニングを使用しない集合体と比較して改善されるため、ＭＯＸ集合体の平均出力を引き上げることが可能となるが、これは核分裂性Ｐｕ含有量の大きいＭＯＸ燃料棒を装荷できることを意味する。ＭＯＸ燃料集合体とＵＯ2燃料集合体とを混合した炉心では、これは、同一の炉心エネルギー出力ではＵＯ2燃料の濃縮度を減少させてＵＯ2燃料コストを削減できることを意味する。図５に示す好ましい半径方向ゾーニングは、中央ゾーンの相対的な核分裂性プルトニウム濃縮度が重量百分比で１．００、中間ブランケット部分が０．６５、燃料集合体２２を取り囲む外側列の周囲ブランケット部分が０．４５である。
【００２２】
図６は、８本のＧｄ2Ｏ3棒を含まないＵＯ2集合体、８本のＧｄ2Ｏ3棒を含んだＵＯ2集合体、及び上述したＭＯＸ集合体の反応度を比較したグラフである。ＵＯ2集合体及びＭＯＸ集合体の設計は、集合体の照射率がほぼ３４ＧＷＤ／ＭＴＭ（ギガワット日／金属メトリックトン）でほぼ同一の反応度を有する。これは２サイクル運転後におけるＵＯ2燃料の集合体平均照射率にかなり近い。ＭＯＸ集合体は第２の運転サイクル時にこの照射率を超える。
【００２３】
混合ＭＯＸ／ＵＯ2炉心設計装荷パターンを炉心の四半部循環対称形で図７に示す。４８個の集合体より成る供給領域は２つのサブ領域、即ち、重量百分比４．０５の235Ｕの２４個の集合体を有するＺＵと図５に示すようにゾーニングされた２４個の集合体を有するＺ−ＭＯＸとに分割される。さらに、各ＺＵ集合体の頂部及び底部８インチ（２０．３２ｃｍ）部分は重量百分比３．２の235Ｕの軸方向ブランケット部分である。図７にはＺＵ集合体毎のＧｄ2Ｏ3棒の数が示され、供給領域毎に重量百分比２の棒が計６４本、重量百分比８の棒が計６４本使用される。Ｇｄ2Ｏ3棒を有する各ＺＵ集合体は両方の棒タイプを組み合わせたものを使用する。Ｚ−ＭＯＸ集合体はＧｄ2Ｏ3棒を含まない。核分裂性プルトニウム装荷率が高い別の実施例において、ＭＯＸ燃料集合体内の一部の棒は可燃性吸収材を含んでもよい。後者の実施例において、可燃性吸収材を含む棒はＧｄ2Ｏ3のような可燃性吸収材のドーピングを施した「廃棄材」または「天然」ウランより成る。
【００２４】
全部が環状ＭＯＸ燃料棒と半径方向濃縮度ゾーニングとを組み合わせると、全部がＵＯ2の炉心を性能を劣化させずに５０％ＭＯＸの燃料集合体に置き換えることが可能である。炉心の動作は、負荷追従運転を可能にする「機械的シム」またはＭＳＨＩＭによる炉心出力分布制御方法を使用すると改善される。ＭＳＨＩＭと現在の発電所における伝統的な運転方法の主要な相違点は、毎日の運転操作時に可溶性ホウ素濃度を頻繁に調整する代わ
りにＭＳＨＩＭは制御棒を移動させるだけでよく、このためサイクル時に発生する廃棄水の量が減少し、化学的体積及び制御システムの設計が大幅に単純化されることである。Ｔavg（平均温度）及び軸方向出力形状制御のために移動される制御バンクは互いに独立であり、ウエスチングハウスＡＰ１０００型原子炉では、定格熱出力の１５％を超えると棒制御システムによる自動的制御となり、ベース負荷運転だけでなく負荷追従操作が単純化される。
【００２５】
本発明を特定の実施例につき詳細に説明したが、当業者はこれら詳細事項に対する種々の変形例及び設計変更を開示全体に照らして想到できることがわかるであろう。従って、図示説明した特定の実施例は例示的なものに過ぎず、本発明の範囲を限定するものではなく、この範囲は添付した特許請求の範囲の全幅及び任意且つ全ての均等物の幅を与えられるべきである。
【図１】
2012505369.tif 000004
【図２】
2012505369.tif 000005
【図３】
2012505369.tif 000006
【図４】
2012505369.tif 000007
【図５】
2012505369.tif 000008
【図６】
2012505369.tif 000009
【図７】
2012505369.tif 000010