特表 2022-533324 加圧水型原子炉用の核燃料集合体およびこのような集合体を格納する原子炉の炉心

(19)【発行国】日本国特許庁(JP)

(12)【公報種別】公表特許公報(A)

(11)【公表番号】

(43)【公表日】2022-07-22

(54)【発明の名称】加圧水型原子炉用の核燃料集合体およびこのような集合体を格納する原子炉の炉心

(51)【国際特許分類】

   G21C 3/326 20060101AFI20220714BHJP

   G21C 3/62 20060101ALI20220714BHJP

   G21C 1/08 20060101ALI20220714BHJP

【ＦＩ】

G21C3/326

G21C3/62 700

G21C3/326 400

G21C3/62 200

G21C1/08

【審査請求】未請求

【予備審査請求】未請求

(21)【出願番号】P 2021565861

(86)(22)【出願日】2020-05-07

(85)【翻訳文提出日】2021-12-15

(86)【国際出願番号】 EP2020062680

(87)【国際公開番号】W WO2020229288

(87)【国際公開日】2020-11-19

(31)【優先権主張番号】1904874

(32)【優先日】2019-05-10

(33)【優先権主張国・地域又は機関】FR

(81)【指定国・地域】

(71)【出願人】

【識別番号】391045831

【氏名又は名称】フラマトム

【氏名又は名称原語表記】ＦＲＡＭＡＴＯＭＥ

(74)【代理人】

【識別番号】100080447

【弁理士】

【氏名又は名称】太田 恵一

(72)【発明者】

【氏名】チェン，ソンヒ

(72)【発明者】

【氏名】デュプレ，バプティストゥ

(57)【要約】

加圧水型原子炉用のこの核燃料集合体（１６）は、核燃料棒（２４）、制御クラスタから吸収棒を受入れるための案内管（３１）、および場合によっては計装管を含み、棒（２４）は２つの領域（４１、４２）、すなわち、－ 中央領域（４１）であって、その全ての棒（２４）が、照射前に専らウランとプルトニウムの混合酸化物をベースとする燃料を有する棒（２４）である、中央領域（４１）および、－ 集合体（１６）の外部面に沿って延在する周辺領域（４２）であって、その全ての棒（２４）が、照射前に酸化ウランを格納するものの酸化プルトニウムは格納していない棒（２４）である、周辺領域（４２）、に配分されている。
【選択図】図４

【特許請求の範囲】

【請求項1】

加圧水型原子炉（１）用核燃料集合体（１６）において、核燃料棒（２４）、制御クラスタ（２０）から吸収棒（４０）を受入れるための案内管（３１）、および場合によっては計装管を含む集合体であって、核燃料棒（２４）が２つの領域（４１、４２）、すなわち、
－ 中央領域（４１）であって、その全ての核燃料棒（２４）が、照射前に専らウランとプルトニウムの混合酸化物をベースとする燃料を有する核燃料棒（２４）である、中央領域（４１）および、
－ 集合体（１６）の外部面に沿って延在する周辺領域（４２）であって、その全ての核燃料棒（２４）が、照射前に酸化ウランを格納するものの酸化プルトニウムは格納していない、周辺領域（４２）、
に配分されており、
中央領域（４１）の核燃料棒（２４）のウランが、周辺領域（４２）の核燃料棒（２４）のウラン２３５質量含有率よりも厳密には低いウラン２３５質量含有率を有する、
核燃料集合体（１６）。

【請求項2】

中央領域（４１）の核燃料棒（２４）の少なくともいくつかが、中性子毒を格納する核燃料棒（２４）である、請求項１に記載の集合体（１６）。

【請求項3】

中央領域（４１）が、核燃料棒（２４）のプルトニウム含有率に関して領域分けされており、プルトニウム含有率が、中央領域（４１）の外部から内部に向かって増大している、請求項１または２に記載の集合体（１６）。

【請求項4】

中央領域（４１）の核燃料棒（２４）が、核燃料棒（２４）の３つの群に配分されており、核燃料棒（２４）のプルトニウム含有率が同一群内では同一であり、異なる群の核燃料棒（２４）のプルトニウム含有率は異なるものである、請求項３に記載の集合体（１６）。

【請求項5】

中央領域（４１）の全ての核燃料棒（２４）が、照射前にプルトニウムとほぼ同じ同位体組成を有する、請求項１から４のいずれか一つに記載の集合体（１６）。

【請求項6】

周辺領域（４２）の核燃料棒（２４）の少なくともいくつかが、中性子毒を格納する核燃料棒（２４）である、請求項１から５のいずれか一つに記載の集合体（１６）。

【請求項7】

集合体（１６）が、外部ケースを含んでいない、請求項１から６のいずれか一つに記載の集合体（１６）。

【請求項8】

核燃料棒（２４）、案内管（３１）、および場合によっては計装管が、規則的格子の全ての節点を占有している、請求項１から７のいずれか一つに記載の集合体（１６）。

【請求項9】

核燃料が、核燃料棒（２４）の中に格納された中実ペレット（３６）の形で包装されている、請求項１から８のいずれか一つに記載の集合体（１６）。

【請求項10】

請求項１から９のいずれか一つに記載の燃料集合体（１６）を少なくとも１つ含む原子炉（１）の炉心（２）。

【請求項11】

全ての燃料集合体（１６）が、請求項１から９のいずれか一つに記載の集合体（１６）である、請求項１０に記載の炉心（２）。

【請求項12】

－ 請求項１から９のいずれか一つに記載の集合体である、少なくとも１つの第１の燃料集合体（１６）と、
－ 第１の燃料集合体（１６）とは異なる少なくとも１つの第２の燃料集合体（１６）と、
を含む、請求項１０に記載の炉心（２）。

【請求項13】

複数の第２の集合体（１６）を含み、第２の集合体（１６）の全ての核燃料棒（２４）が、照射前に酸化ウランを格納するものの酸化プルトニウムは格納しておらず、少なくとも１つの第１の集合体（１６）が、その少なくとも１つの側面で第２の集合体（１６）に隣接している、請求項１２に記載の炉心（２）。

【請求項14】

第２の集合体（１６）の核燃料棒（２４）が、単数または複数の第１の集合体（１６）の周辺領域（４２）の核燃料棒（２４）のウラン２３５含有率よりも厳密には低いウラン２３５含有率を有している、請求項１３に記載の炉心（２）。

【発明の詳細な説明】

【技術分野】

【0001】

本発明は、核燃料の多重リサイクルを可能にする、加圧水型原子炉用の核燃料集合体に関する。

【背景技術】

【0002】

照射前には酸化プルトニウムを格納せず酸化ウランのみを格納する燃料を有する照射済み加圧水型原子炉用核燃料集合体のリサイクルは、ずいぶん以前から実施されている。このような集合体は概して、ＵＯＸ集合体と呼ばれ、それらが格納する核分裂性物質は、ＵＯＸ燃料と呼ばれる。照射済みＵＯＸ集合体からリサイクルされたプルトニウムは、酸化物の形で、担体物質または担体ウランと呼ばれる酸化ウランと混合されることができ、ＭＯＸ（Ｍｉｘｅｄ ＯＸｉｄｅの略）集合体と呼ばれる核燃料集合体を構成し、それが格納する核分裂性物質はＭＯＸ燃料と呼ばれる。これらのＭＯＸ集合体は、照射の前には、ＭＯＸ燃料のみ格納する。これらのＭＯＸ集合体は、原子炉の炉心内でそれらが共存しているＵＯＸ集合体との関係においてエネルギー等価性を得るように構想されている。このようなＭＯＸ集合体の一例は、特に仏国特許出願公開第２６９３０２３号明細書に記載されている。しかしながらこの集合体は、十分に満足なものではない。実際、この集合体は、ＭＯＸ棒のプルトニウムが照射済みＵＯＸ集合体に由来する場合にエネルギー等価性を得るように構想されているが、いわゆる「多重リサイクルされた」プルトニウム、すなわち照射済みＭＯＸ燃料のリサイクルに由来するプルトニウムについては、満足のいく形でエネルギー等価性を得ることを可能にするものではない。

【0003】

多重リサイクルすなわち照射済みＭＯＸ集合体由来の燃料の連続的リサイクルの概念は、何年も前から研究されており、以下で１００％ＭＯＸ炉心と呼ばれるＭＯＸ集合体のみが装荷された炉心の構成を目的として、集合体のさまざまな設計変形形態が研究されてきた。このような研究の結果は、特に、Ｇ．Ｙｏｕｉｎｏｕら、：Ｐｌｕｔｏｎｉｕｍ Ｍｕｌｔｉｒｅｃｙｃｌｉｎｇ ｉｎ Ｓｔａｎｄａｒｄ ＰＷＲｓ ｌｏａｄｅｄ ｗｉｔｈ Ｅｖｏｌｕｔｉｏｎａｒｙ Ｆｕｅｌｓ、Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓｃｉｅｎｃｅ ａｎｄ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ １５１（２００５）ｐｐ．２５～４５、およびＡ．Ｖａｓｉｌｅ：Ａｄｖａｎｃｅｄ ｆｕｅｌｓ ｆｏｒ ｐｌｕｔｏｎｉｕｍ ｍａｎａｇｅｍｅｎｔ ｉｎ ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ ｗａｔｅｒ ｒｅａｃｔｏｒｓ、Ｊｏｕｒｎａｌ ｏｆ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｍａｔｅｒｉａｌｓ ３１９（２００３）ｐｐ．１７３～１７９の論文中に記載されている。

【0004】

以上で言及した論文中に記載されているもののような１００％ＭＯＸ炉心の場合には、ＵＯＸ集合体とのエネルギー等価性の問題は取り上げられない。

【0005】

しかしながら、多重リサイクルされた燃料の利用を可能にし、１００％ＭＯＸ炉心内ではなくむしろＭＯＸ燃料およびＵＯＸ集合体を同時に含む混合炉心内で利用することのできる集合体を構想することが望ましい。

【0006】

実際、ＭＯＸ１００％炉心構成での加圧水型原子炉の運用は、１００％ＵＯＸ炉心構成、さらには混合炉心構成、つまりＵＯＸ集合体と、これらのＵＯＸ集合体とエネルギー的に等価であるＭＯＸ集合体とを、同時に格納する炉心の構成での運用よりもむずかしい。詳細には、通常使用される吸収剤（制御クラスタおよび一次回路の水中に溶解したホウ素）の効率は、１００％ＭＯＸ炉心の場合低下する。実際、ＵＯＸ燃料の中性子スペクトルは、ＭＯＸ燃料のものよりもさらに熱的である、すなわちより大きい割合の熱中性子（エネルギー＜０．１ｅＶ）を含有しており、これにより吸収剤による中性子のより優れた吸収が可能となっている。その結果、１００％ＭＯＸ炉心の制御には、これらの吸収剤を適応させる必要がある。その上、照射の停止から数日後に、照射済みＭＯＸ集合体の残留出力は照射済みＵＯＸ集合体のものよりもさらに高くなり、このため、原子炉の停止中または除染プール内の集合体の残留熱の除去は複雑なものとなり得る。

【0007】

しかしながら、ＭＯＸ燃料のリサイクルは、以下リサイクルプルトニウムと呼ばれる、得られたプルトニウムの同位体ベクトルの劣化をひき起こす。第１世代のリサイクルプルトニウムすなわち、ＵＯＸ集合体の照射に由来していたプルトニウムを有する照射済みＭＯＸ集合体由来のリサイクルプルトニウム上にすでに存在するこの劣化は、リサイクルを重ねるにつれて、すなわちリサイクルプルトニウムが、それ自体リサイクルプルトニウムであったプルトニウムを有する照射済みＭＯＸ集合体に由来するものである場合に、増幅される。リサイクルプルトニウムは、実際、より少ない核分裂性同位体と、より多くの吸収性同位体を含有し、エネルギー等価性の獲得を困難にしている。

【0008】

エネルギー等価性は例えば、リサイクルされたＭＯＸ燃料、すなわち、照射済みＭＯＸ集合体由来であるプルトニウムを有するＭＯＸ燃料を製造するために使用される担体ウランを濃縮することによって復元可能である。ただし、担体ウランのこの濃縮度増大により、ＭＯＸ集合体製造工場において、異なる濃縮度の複数のウラン物質を管理しなければならなくなり、こうして製造手順が複雑化され、エラーリスクが増大する。

【先行技術文献】

【特許文献】

【0009】

【特許文献1】仏国特許出願公開第２６９３０２３号明細書

【非特許文献】

【0010】

【非特許文献1】Ｇ．Ｙｏｕｉｎｏｕ ら、：Ｐｌｕｔｏｎｉｕｍ Ｍｕｌｔｉｒｅｃｙｃｌｉｎｇ ｉｎ Ｓｔａｎｄａｒｄ ＰＷＲｓ ｌｏａｄｅｄ ｗｉｔｈ Ｅｖｏｌｕｔｉｏｎａｒｙ Ｆｕｅｌｓ、Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓｃｉｅｎｃｅ ａｎｄ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ １５１（２００５）ｐｐ．２５～４５

【非特許文献2】Ａ．Ｖａｓｉｌｅ：Ａｄｖａｎｃｅｄ ｆｕｅｌｓ ｆｏｒ ｐｌｕｔｏｎｉｕｍ ｍａｎａｇｅｍｅｎｔ ｉｎ ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ ｗａｔｅｒ ｒｅａｃｔｏｒｓ、Ｊｏｕｒｎａｌ ｏｆ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｍａｔｅｒｉａｌｓ ３１９（２００３）ｐｐ．１７３～１７９

【発明の概要】

【発明が解決しようとする課題】

【0011】

したがって、本発明の目的は、製造プロセスの複雑化をひき起こすことなく、既存のＭＯＸ集合体の製造設備内で製造可能でありながら、ＵＯＸ燃料、および／またはＵＯＸ燃料由来のＭＯＸ燃料を同様に含む炉心内で多重リサイクルされたＭＯＸ燃料を使用できるようにする加圧水型原子炉用の核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】

【0012】

このため、本発明は、加圧水型原子炉用の核燃料集合体において、核燃料棒、制御クラスタから吸収棒を受入れるための案内管、および場合によっては計装管を含む集合体であって、棒が２つの領域、すなわち、
－ 中央領域であって、その全ての棒が、照射前に専らウランとプルトニウムの混合酸化物をベースとする燃料を有する棒である、中央領域および、
－ 集合体の外部面に沿って延在する周辺領域であって、その全ての棒が、照射前に酸化ウランを格納するものの酸化プルトニウムは格納していない、周辺領域、
に配分されている核燃料集合体を目的としている。

【0013】

特定の実施形態によると、核燃料集合体は、単独で取上げられる、または技術的に可能な全ての組合せにしたがった、以下の特徴のうちの単数または複数を含むことができる。
－ 中央領域の棒の少なくともいくつかは、中性子毒を格納する棒である。
－ 中央領域は、棒のプルトニウム含有率に関して領域分けされており、プルトニウム含有率は、中央領域の外部から内部に向かって増大している。
－ 中央領域の棒は、棒の３つの群に配分されており、棒のプルトニウム含有率は同一群内では同一であり、異なる群の棒のプルトニウム含有率は異なるものである。
－ 中央領域の全ての棒は、照射前にプルトニウムとほぼ同じ同位体組成を有する。
－ 中央領域の棒のウランは、周辺領域の棒のウラン２３５質量含有率よりも厳密には低いウラン２３５質量含有率を有する。
－ 周辺領域の棒の少なくともいくつかは、中性子毒を格納する棒である。
－ 集合体は、外部ケースを含んでいない。
－ 棒、案内管、および場合によっては計装管は、規則的格子の全ての節点を占有している。
－ 核燃料は、棒の中に格納された中実ペレットの形で包装されている。

【0014】

本発明は、先に記述された少なくとも１つの集合体を含む加圧水型原子炉の炉心にも関する。

【0015】

特定の実施形態によると、原子炉の炉心は、単独で取上げられる、または技術的に可能な全ての組合せにしたがった、以下の特徴のうちの単数または複数を含むことができる。
－ 全ての集合体は、先に記述された集合体である。
－ 炉心は、先に記述された集合体である、少なくとも１つの第１の集合体と、第１の集合体とは異なる少なくとも１つの第２の集合体と、を含む。
－ 第２の集合体は例えば、
〇 全ての燃料棒が、照射前に酸化ウランを格納するものの酸化プルトニウムは格納していない、集合体および、
〇 全ての燃料棒が、照射前に専らウランとプルトニウムの混合酸化物をベースとする燃料を有する棒である集合体、
の中から選択される。
－ 炉心は、複数の第２の集合体を含み、第２の集合体の全ての燃料棒は、照射前に酸化ウランを格納するものの酸化プルトニウムは格納しておらず、少なくとも１つの第１の集合体は、その少なくとも１つの側面で第２の集合体に隣接している。
－ 第２の集合体の棒は、単数または複数の第１の集合体の周辺領域の棒のウラン２３５含有率よりも厳密には低いウラン２３５含有率を有している。

【0016】

本発明は、一例として示されているにすぎない以下の説明を、添付図面を参照しながら読むことによって、より良く理解されるものである。

【図面の簡単な説明】

【0017】

【図1】加圧水型原子炉を例示する概略図である。

【図2】図１の原子炉の炉心内での核燃料集合体および制御クラスタの考えられる配分を示す上面概略図である。

【図3】図１の原子炉の炉心の核燃料集合体の側面概略図である。

【図4】本発明の第１の実施形態に係る図３の集合体内の核燃料棒の配分を例示する上面概略図である。

【図5】図３の集合体の燃料棒の縦断面概略図である。

【図6】図１の原子炉の制御クラスタの縦断面部分概略図である。

【図7】本発明の第２の実施形態に係る図３の集合体内の核燃料棒の配分を例示する上面概略図である。

【図8】本発明の第３の実施形態に係る図３の集合体内の核燃料棒の配分を例示する上面概略図である。

【図9】照射開始時の、図４の集合体の燃料棒内の半径方向出力分布の概略図である。

【図10】照射開始時の、図７の集合体の燃料棒内の半径方向出力分布の概略図である。

【図11】照射開始時の、図８の集合体の燃料棒内の半径方向出力分布の概略図である。

【発明を実施するための形態】

【0018】

図１は、従来通り１つの炉心２そして以下の要素の各々を単数または複数含む加圧水型原子炉１を概略的に例示しており、ここで図１中にはこれらの要素が各々１つずつだけ表わされている。
－ 蒸気発生器３、
－ 発電機５に結合されたタービン４、および
－ 凝縮器６。

【0019】

原子炉１は、反射材（図示せず）を含む。

【0020】

原子炉１はさらに、図１に矢印で具現されている行程に沿って圧力下の水が内部を循環する、ポンプ８の備わった一次回路７を含む。この水は、特に、炉心２を横断して再び上昇してそこで再加熱され、同時に炉心２内の冷却および減速を保証する。

【0021】

一次回路７は、さらに、一次回路７内を循環する水の圧力を調節できるようにする加圧器９を含む。

【0022】

水補給網さらにはＲＥＡと呼ばれる回路１０が、例えばポンプ８を介して一次回路７に連結されて、一次回路７に水を供給する。ＲＥＡ回路１０は、例えばホウ酸Ｈ_３ＢＯ_３の形で可溶性ホウ素を格納するタンク１１を含む。ＲＥＡ回路１０はこうして、一次回路７の水中にホウ素を導入し、ひいては炉心２内の反応度を低下させることを可能にする。好ましくは、タンク１１内に格納されたホウ素は、ホウ素１０に濃縮されており、この同位体の原子含有率が４０％超または例えば約５０％となるようになっている。天然ホウ素の原子質量同位体１０の原子含有率は約２０％であることを確認しておく。

【0023】

一次回路７の水は、蒸気発生器３にも供給され、そこでこの水は、二次回路１２内を循環する水の蒸発を保証することによって冷却される。

【0024】

蒸気発生器３により生成された蒸気は、二次回路１２によってタービン４に向かって、次に凝縮器６に向かって導かれ、そこでこの蒸気は、凝縮器６内を循環する冷却水との間接的熱交換によって凝縮される。

【0025】

二次回路１２は、凝縮器６の下流側に、ポンプ１３および再熱器１４を含む。

【0026】

同様に従来通り、炉心２は、容器１８内に装荷される核燃料集合体１６を含む。図１には唯一つの集合体１６しか表されていないが、炉心２は例えば２４１個の集合体１６を含む。

【0027】

図２は、炉心２内部のこれらの異なる集合体１６の配分例を上面図で示す。ここで各々の正方形は１つの集合体１６を具現している。

【0028】

従来、原子炉１の運用に際して、原子炉は、使用済みの集合体１６が未使用の集合体１６により置換され、炉心２内に残った集合体１６が位置を変えることのできる置換段階によって、分離される連続する複数のサイクルの間、機能する。

【0029】

原子炉１は、容器１８内でいくつかの集合体１６の上方に配置された制御クラスタ２０（図１）を含む。図１には唯一のクラスタ２０しか表わされていないが、炉心２は例えば８９個のクラスタ２０を含むことができる。

【0030】

クラスタ２０は、メカニズム２２によって変位させられて、クラスタが見下ろす集合体１６の中に挿入される、またはそこから引抜かれ得る。

【0031】

従来、各クラスタ２０は、中性子を吸収する単数または複数の材料を含む吸収棒、そして場合によっては、不活性棒、すなわち中性子吸収比容量を有していない棒を含む。

【0032】

したがって、クラスタ２０の垂直方向変位により、炉心２内の反応度を調節することが可能となり、集合体１６内への制御クラスタ２０の下降に応じてゼロ出力から公称出力ＮＰまで炉心２により供給される包括的出力Ｐの変動が許容されることになる。

【0033】

これらのクラスタ２０のいくつかは、例えば出力または温度についての炉心２の機能の調節を保証するためのものであり、コントロールクラスタと呼ばれる。他のクラスタは、原子炉１の停止のみを目的とするものであり、停止クラスタと呼ばれる。

【0034】

図示された例において、原子炉１は、４０のコントロールクラスタと４９の停止クラスタを含む。図２では、コントロールクラスタが上に載っている集合体１６は、斜線により印付けされており、停止クラスタが上に載っている集合体１６は、点で印付けされている。

【0035】

図３によって表わされているように、各々の集合体１６は、核燃料棒２４の束と棒２４の支持用骨格構造２６を含む。

【0036】

骨格構造２６は、従来より、下部先端部２８、上部先端部３０、２つの先端部３０および２８を連結しクラスタ２０の棒を受入れるための案内管３１、およびスペーサグリッド３２を含む。

【0037】

任意には、集合体１６はさらに計装管を含む。

【0038】

図５に例示されているように、各々の棒２４は、従来通り、下部栓３４および上部栓３５によって閉鎖される円形管の形をした被覆３３を含む。棒２４は、例えば被覆３３の中に積み重ねられ下部栓３４に支持される一連のペレット３６の形で包装された核燃料を閉じ込めている。維持用ばね３９が、被覆３３の上部区分の中に配置されて、上部栓３５および上部ペレット３６に支持されている。

【0039】

ペレット３６は、球冠の形をしたくり抜き部３７を含み得る。しかしながら、好ましくは、これらのペレット３６は中実であり、したがって例えば、それらに環状形状を付与する横断通路を含んでいない。

【0040】

核燃料の照射の際に生成されるガスの膨張用空間３８が、核燃料、下部栓３４、上部栓３５およびばね３９によって、被覆３３の内部に画定されている。

【0041】

一例として、被覆３３は、ジルコニウム合金製である。

【0042】

図４は、本発明の特定の一実施形態に係る集合体１６を例示している。

【0043】

この集合体１６内で、棒２４、案内管３１および場合によって計装管（示された例中には存在せず）は、正方形ベースの規則的な格子の節点を占有している。計装管が存在する場合、それは、集合体１６の中央節点を占有する。そうでなければ、図４に表わされているように、集合体１６の中央節点は、棒２４によって占有される。

【0044】

好ましくは、格子の節点は各々、棒２４、案内管３１または計装管によって占有される。こうして、格子の全ての節点は、棒２４、計装管または案内管３１によって占有される。したがって、集合体１６は、好ましくは、それらの格子内に水孔を含んでいない。

【0045】

一例として、棒２４、案内管３１および場合によって計装管はここで、一辺１７本の棒の正方形ベースの規則的な格子を形成する。このとき、集合体１６は、例えば、１本の計装管、２４本の案内管３１および２６４本の棒２４、あるいは、計装管を含まない場合には２４本の案内管３１、そして２６５本の棒２４を含む。

【0046】

集合体１６は、西欧タイプの加圧水型原子炉向けであることから、外部ケースが減速用水を導くロシア設計の一定のタイプの加圧水型原子炉向けの集合体、あるいは、外部ケースが減速用の水および蒸気を導く沸とう水型原子炉向けの集合体とは異なり、棒２４を取り囲む外部ケースを含まない。

【0047】

図６は、より詳細に、制御クラスタ２０の構造を例示する。このクラスタ２０は、吸収棒４０および、吸収棒４０が互いに平行で、かつ対応する集合体１６の案内管３１のものと同じ格子に沿って側方に位置付けされている束の形で吸収棒４０を支持し維持することを保証するスパイダー４３を含む。

【0048】

スパイダー４３は、例えば、対応する変位メカニズム２２にクラスタ２０を連結するポメル４４、および単数または複数の吸収棒４０が各々の上に固定されているポメル４４と一体化したフィン４５を含む。

【0049】

図４に表わされているように、本発明に係る集合体１６は、以下の領域を含む。
－ 中央領域４１であって、その全ての棒２４が、照射前に専らウランとプルトニウムの混合酸化物をベースとする燃料、すなわちＭＯＸ燃料を有する棒２４である、中央領域４１および、
－ 集合体１６の外部面に沿って延在する周辺領域４２であって、その全ての棒２４が、照射前に酸化ウランを格納するものの酸化プルトニウムは格納していない、すなわちＵＯＸ燃料の周辺領域４２。

【0050】

集合体１６の棒２４は、したがって、２つの領域すなわち、集合体１６のＭＯＸ燃料棒２４を格納する中央領域４１、および集合体１６のＵＯＸ燃料棒２４を格納する周辺領域４２に配分される。集合体１６の全ての棒２４は、中央領域４１または周辺領域４２に属している。

【0051】

一例として、集合体１６が２６５本の棒２４を含む場合、この集合体は例えば１２４本のＵＯＸ燃料棒２４と１４１本のＭＯＸ燃料棒２４を含む。

【0052】

中央領域４１および周辺領域４２の棒２４は、案内管３１または場合によって計装管によって占有されていない集合体１６の正方形ベースの規則的格子の節点に配置される。

【0053】

周辺領域４２は、少なくとも棒２４の外部層を含む。

【0054】

棒２４の各層は、１本の棒２４の厚みを有し、集合体１６の周囲全体に延在する。

【0055】

より詳細には、図４に表わされている例において、周辺領域４２は少なくとも２つの隣接する棒２４の層を含み、第１の層は集合体１６の棒２４の外部層に対応し、第２の層は、第１の層に隣接する棒２４の層に対応する。一例として、図４に表わされているように、周辺領域４２はさらに、集合体１６の内部の方向で第２の層に隣接する棒２４の第３の層のいくつかの棒２４を含む。詳細には、図示されている例において、周辺領域４２は、棒２４の第３の層の隅の棒を含む。

【0056】

周辺領域４２の棒２４の層数は、図４に表わされているものと異なっていてよく、詳細には、得ることが求められているエネルギー等価性により左右される。

【0057】

周辺領域４２の棒２４のウランは、好ましくは、７．５％以下のウラン２３５質量含有率を有する。

【0058】

混合炉心２、すなわちＵＯＸ集合体と本発明に係る集合体１６を同時に含む炉心２の場合、周辺領域４２の棒２４のウランは、好ましくは、原子炉１の炉心２内に同時に存在するＵＯＸ燃料の集合体１６の棒２４のウランのもの以上のウラン２３５質量含有率を有する。

【0059】

任意には、周辺領域４２のＵＯＸ燃料棒２４のいくつかは、有毒棒すなわち、中性子毒を含む棒である。好ましくは、周辺領域４２の有毒ＵＯＸ燃料棒２４は、中央領域４１のＭＯＸ燃料棒２４に隣接する。中性子毒は、例えば、希土類酸化物、例えば酸化ガドリニウムを含む。

【0060】

表わされた例において、集合体１６の中央領域４１は、棒２４に加えて、複数の案内管３１を含む。

【0061】

中央領域４１は、集合体１６の中心から周辺領域４２までの棒２４の全ての層、ならびに場合によって、隅の棒が周辺領域４２に属している層の棒２４を含む。

【0062】

好ましくは、中央領域４１のＭＯＸ燃料棒２４のウランは、周辺領域４２のＵＯＸ燃料棒２４のウランのものよりも厳密には低いウラン２３５質量含有率を有する。

【0063】

一例として、中央領域４１のＭＯＸ燃料棒２４のウランは、およそ０．７％に等しいウラン２３５質量含有率を有する天然ウラン、または、例えば０．２～０．４％、特におよそ０．２５％に等しいウラン２３５質量含有率を有する劣化ウランである。

【0064】

中央領域４１のＭＯＸ燃料棒２４は全て、好ましくは、プルトニウムの同じ同位体組成（つまりベクトル）、すなわちプルトニウム、およびプルトニウム２４１の減衰によって産生されるアメリシウム２４１を構成する各同位体のそれぞれの質量分率の観点から見て、製造の結果として必然的にもたらされる差異を除いて同じ組成を有する。

【0065】

一例として、中央領域４１のＭＯＸ燃料棒２４は、ＵＯＸ燃料の照射に由来するプルトニウムを格納する。

【0066】

より詳細には、一実施形態によると、中央領域４１のＭＯＸ燃料棒２４は、ＵＯＸ燃料の照射に由来するプルトニウムだけを格納する。この場合、一例として、ＭＯＸ燃料棒２４のプルトニウムは、質量百分率で以下の組成を有する。

【0067】

【表1】

【0068】

上記の表１に記載の燃料Ｖ１は、例えば、当初３．７％のウラン２３５に濃縮され、およそ５０ＧＷＪ／ｔＭＬの燃焼率まで照射されたＵＯＸ燃料の照射によって得られる。

【0069】

一代替実施形態によると、中央領域４１のＭＯＸ燃料棒２４のプルトニウムは、ＵＯＸ燃料の照射に由来するプルトニウムとＭＯＸ燃料の照射に由来するプルトニウムとの混合の結果として得られるものである。以上で説明した通り、核分裂性同位体含有率はリサイクルにつれて低下することから、ＵＯＸ燃料の照射に由来するプルトニウムは、ＭＯＸ燃料の照射に由来するプルトニウムよりも高い核分裂性同位体（プルトニウム２３９およびプルトニウム２４１）含有率を有する。したがって、ＵＯＸ燃料の照射に由来するプルトニウムとＭＯＸ燃料の照射に由来するプルトニウムとを混合することによって、ＭＯＸ燃料の棒２４内のプルトニウムの同位体組成を調整することができ、こうして多重リサイクルされたプルトニウムを利用しながら、所望される核分裂性同位体含有率を得ることが可能になる。

【0070】

一例として、集合体１６のＭＯＸ燃料棒２４のＭＯＸ燃料内で使用され得る、上述の通りの混合によって得られたプルトニウムの質量百分率で表わした典型的な同位体組成を以下に記す。

【0071】

【表2】

【0072】

上記の表２において、
－ 燃料Ｖ２は、表１に記載の通りの燃料Ｖ１と、およそ４６ＧＷＪ／ｔＭＬの燃焼率に至るまで同位体組成Ｖ１を有するプルトニウムを有するＭＯＸ燃料の照射の結果として得られる燃料Ｖ１’との混合、そして９年間の減衰後の、核物質の分離によるプルトニウムの回収、さらにその後の、原子炉１内への再導入に先立つ貯蔵による３年間の減衰、によって得られる。
－ 燃料Ｖ３は、表１に記載の通りの燃料Ｖ１と、およそ４６ＧＷＪ／ｔＭＬの燃焼率に至るまで同位体組成Ｖ２を有するプルトニウムを有するＭＯＸ燃料の照射の結果として得られる燃料Ｖ２’との混合、そして９年間の減衰後の、核物質の分離によるプルトニウムの回収、さらにその後の、原子炉１内への再導入に先立つ貯蔵による３年間の減衰、によって得られる。
－ 燃料Ｖ４は、表１に記載の通りの燃料Ｖ１と、およそ４６ＧＷＪ／ｔＭＬの燃焼率に至るまで同位体組成Ｖ３を有するプルトニウムを有するＭＯＸ燃料の照射の結果として得られる燃料Ｖ３’との混合、そして９年間の減衰後の、核物質の分離によるプルトニウムの回収、さらにその後の、原子炉１内への再導入に先立つ貯蔵による３年間の減衰、によって得られる。
－ 燃料Ｖ５は、表１に記載の通りの燃料Ｖ１と、およそ４６ＧＷＪ／ｔＭＬの燃焼率に至るまで同位体組成Ｖ４を有するプルトニウムを有するＭＯＸ燃料の照射の結果として得られる燃料Ｖ４’との混合、そして９年間の減衰後の、核物質の分離によるプルトニウムの回収、さらにその後の、原子炉１内への再導入に先立つ貯蔵による３年間の減衰、によって得られる。

【0073】

下記の表３は、質量百分率で同位体組成Ｖ１’、Ｖ２’、Ｖ３’およびＶ４’を提示している。

【0074】

【表3】

【0075】

表１～３中に記された同位体組成は、単なる一例として示されているにすぎず、集合体１６のＭＯＸ燃料棒２４中では、適応された他の全てのプルトニウム同位体組成を使用できると考えられる。

【0076】

任意には、中央領域４１のＭＯＸ燃料棒２４のいくつかは、有毒棒すなわち、中性子毒を含む棒である。中央領域４１の有毒ＭＯＸ燃料棒２４の各々は、好ましくは、周辺領域４２のＵＯＸ燃料棒２４に隣接する。中性子毒は、例えば、希土類酸化物、例えば酸化ガドリニウムを含む。各々の有毒ＭＯＸ燃料棒２４は好ましくは、中央領域４１の周辺層内に配置されている。

【0077】

好ましくは、中央領域４１の棒２４のプルトニウム最大質量含有率は、１１．５％に等しい。

【0078】

好ましくは、中央領域４１内のプルトニウム平均質量含有率は、３％～１３％である。

【0079】

図４に表わされている実施形態において、製造の結果としても必然的にもたらされる差異を除いて、中央領域４１の全ての棒２４が、同じプルトニウム質量含有率を有する。

【0080】

慣用的に、プルトニウム質量含有率とは、核燃料中の総質量（Ｐｕ＋Ａｍ）と核燃料中の重同位体（Ｐｕ＋Ａｍ＋Ｕ）総質量との間の比率を意味する。

【0081】

図７および８は、変形形態に係る集合体１６を表わしている。これらの集合体１６は、図４に表わされた集合体１６とは、中央領域４１が棒２４のプルトニウム質量含有率に関して領域分けされているという点で異なっている。したがって、これらの集合体１６において、中央領域４１の棒２４は、少なくとも２群の棒２４に配分され、同じ群内では棒２４のプルトニウム含有率は同一であり、異なる群間の棒２４のプルトニウム含有率は異なっている。より詳細には、プルトニウム含有率は中央領域４１の外部から内部へと向かって増大する。

【0082】

棒２４の各群は、中央領域４１の下位領域を形成する。より詳細には、棒２４の群は、中央領域４１内部で隣接する下位領域を形成する。

【0083】

より詳細には、図７に表わされている集合体１６において、中央領域４１の棒２４は、２群の棒２４、すなわちプルトニウムの質量含有率ｔ１を有する棒２４の内部群とプルトニウムの質量含有率ｔ２を有する棒２４の外部群とに配分されている。外部群は、内部群との関係において外部に配置されている。

【0084】

好ましくは、含有率ｔ１は含有率ｔ２よりも厳密には高い。

【0085】

一例として、内部群の棒２４のプルトニウム質量含有率ｔ１は８％～１３％であり、特に１１．５％に等しく、一方、中央領域４１の外部群の棒２４のプルトニウム質量含有率ｔ２は５％～１０％であり、特に８．０％に等しい。

【0086】

図７に表わされた実施例において、中央領域４１の全ての棒２４は内部群または外部群に属している。

【0087】

図７中では、外部群の棒２４を黒い円板で図式化し（ＭＯＸ棒、ｔ２）、一方、内部群の棒２４を白丸で図式化した（ＭＯＸ棒、ｔ１）。

【0088】

図７に表わされた実施例では、外部群は中央領域４１の周辺層、すなわちこの実施例では、隅の棒２４が周辺領域４２に属している層の全てのＭＯＸ燃料棒２４を含む。

【0089】

より詳細には、この実施例において、外部群はさらに、この周辺層の内部に隣接する棒２４の単数または複数の内部層のいくつかの棒２４、詳細にはこれらの内部層の隅のところに配置された棒２４を含む。より詳細には、外部群に属する棒２４の数は、集合体１６の内部方向へ層毎に減少する。図示された実施例において、外部群は、中央領域４１の周辺層の内部に隣接する２つの層の隅に配置された棒２４を含む。

【0090】

一例として、図７に示されているように、外部群は、周辺層に隣接する層の各隅に、考慮対象の隅を形成する案内管３１の両側に配置された２つの棒２４を、そして、集合体１６の内部への方向で後続する層の各隅に、隅の棒２４、ならびにこの隅の棒２４の両側でそれに隣接する１つの棒２４を含む。

【0091】

図７に表わされている実施例において、棒の内部群は、外部群に属さない中央領域４１の全ての棒２４、すなわち、集合体１６の中心から棒２４の外部群までの集合体１６の全ての棒２４を含む。この実施例において、棒２４の内部群は、上から見て十字形に配置されている。

【0092】

図８に表わされている集合体１６において、中央領域４１の棒２４は、３群の棒２４、すなわちプルトニウムの質量含有率ｔ１を有する棒２４の内部群と、プルトニウムの質量含有率ｔ３を有する棒２４の外部群と、内部群と外部群の間に配置された、プルトニウムの質量含有率ｔ２を有する棒２４の中間群とに配分されている。

【0093】

好ましくは、含有率ｔ１は含有率ｔ２よりも厳密には高く、含有率ｔ２はそれ自体含有率ｔ３よりも高い。

【0094】

一例として、棒２４の内部群の棒２４のプルトニウム質量含有率ｔ１は８％～１３％であり、特に１１．５％に等しく、一方、棒２４の中間群の棒２４のプルトニウム質量含有率ｔ２は５％～１０％であり、特に８．０％に等しく、棒２４の外部群の棒２４のプルトニウム質量含有率ｔ３は３％～７％であり、特に６．０％に等しい。

【0095】

図８に表わされた実施例において、中央領域４１の全ての棒２４は内部群か、中間群または外部群のうちの１つに属している。

【0096】

図８には、以下のものが図式化されている。
－ 水平方向に線影の入った円で示された外部群の棒２４（ＭＯＸ棒、ｔ３）、
－ 黒色円板で示された中間群の棒２４（ＭＯＸ棒、ｔ２）、
－ 白色の円で示された内部群の棒２４（ＭＯＸ棒、ｔ１）。

【0097】

図８に表わされた実施例において、棒２４の外部群は、中央領域４１の周辺層のＭＯＸ燃料の少なくともいくつかの棒２４を含み、これらの棒２４はこの周辺層の隅のところに配置され、この周辺層の隅の棒２４はこの実施例において、周辺領域４２のＵＯＸ燃料棒２４により形成されている。より詳細には、図示された実施例において、棒２４の外部群は、中央領域４１の棒の周辺層の各隅に、隅の棒２４の両側でそれに隣接する２つの棒２４を含む。

【0098】

図８に表わされた実施例において、棒２４の内部群は、中央領域４１の棒の周辺層の残留ＭＯＸの燃料棒２４、ならびに中央領域４１の周辺層の内部に隣接する２つの層の隅に配置された棒２４を含む。一例として、図８に表わされているように、棒２４の外部群は、周辺層に隣接する層の各隅に、考慮対象の隅を形成する案内管３１の両側に配置された２つの棒２４を、そして集合体１６の内部の方向の後続する層の各隅に、隅の棒２４、ならびにこの隅の棒２４の両側でそれに隣接する棒２４を含む。

【0099】

最後に、図８に表わされている実施例において、棒２４の内部群は、図７に関連して説明した形状と同一の形状を有する。したがって、この内部群は、外部群または中間群の中に含まれていない中央領域４１の全ての棒２４、すなわち集合体１６の中心から棒２４の中間群までの集合体１６の棒２４を含む。この実施例において、棒２４の内部群の棒２４は、上から見て十字形に配置されている。

【0100】

当業者は、群の数ならびに各群の棒２４の数および位置が、考慮対象の原子炉１の管理モードに応じて適応させるべきであることを理解するものである。概して、プルトニウム含有率が比較的低いＭＯＸ燃料棒２４は、好ましくはＵＯＸ燃料棒２４の近くに配置される。

【0101】

本発明は、特に図４、７および８に関して以上で説明した通りの、本発明に係る燃料集合体１６を少なくとも１つ含む原子炉１の炉心２にも関する。以下では、本発明に係る集合体１６を「第１の集合体１６」と呼ぶ。

【0102】

第１の実施例において、原子炉１の炉心２は、第１の集合体１６のみを含む。

【0103】

一変形形態によると、原子炉１の炉心２は、以下のものを含む。
－ 少なくとも１つの第１の集合体１６、および
－ 以下「第２の集合体１６」と呼ぶ、第１の集合体１６とは異なる少なくとも１つの燃料集合体１６。

【0104】

第２の集合体１６は、例えば以下のものから選択される。
－ 全ての棒２４が照射前に酸化ウランを格納しているものの酸化プルトニウムは格納していない集合体、すなわちＵＯＸ集合体、および
－ 全ての棒２４が照射前に専らウランとプルトニウムの混合酸化物をベースとする燃料を有する棒２４である集合体、すなわちＭＯＸ集合体。

【0105】

詳細には、炉心２は単数または複数の第１の集合体１６を含み、炉心２の他の集合体は、ＵＯＸ集合体および／またはＭＯＸ集合体である。

【0106】

例えば、混合管理の炉心２、すなわちＭＯＸ集合体およびＵＯＸ集合体を同時に含む炉心から、部分的または全体的に第１の集合体１６が装荷された炉心２への通過段階において、炉心２内に装荷された第１の集合体１６は、第２のＵＯＸ燃料集合体１６と同時に第２のＭＯＸ燃料集合体１６とも併存する。

【0107】

特定の管理の際に、または実験フィードバックデータ収集およびライセンス供与の段階において、１００％ＵＯＸ管理の炉心２、１００％ＭＯＸ管理の炉心２または混合管理の炉心２は、第１の集合体１６を１つだけ受入れることができる。また逆に、１００％第１の集合体１６管理の炉心２は、ＵＯＸ集合体を１つだけ、またはＭＯＸ集合体を１つだけ受入れることができる。

【0108】

好ましい一実施形態において、本発明は、
－ 少なくとも１つの第１の集合体１６と、
－ その全ての棒２４が照射前に酸化ウランを格納するものの酸化プルトニウムは格納していない複数の第２の集合体１６、すなわちＵＯＸ集合体と、
を含む原子炉１の炉心２に関する。

【0109】

この構成において、第１の集合体１６は、詳細には、その側面のうちの少なくとも１つで、例えばその各々の側面で、第２の集合体１６に隣接している。

【0110】

好ましくは、炉心２は、少なくとも２０％の第１の集合体１６、例えば３０％または５０％の第１の集合体１６を含み、残りは、第２の集合体１６、詳細にはＵＯＸ集合体である。

【0111】

好ましくは、第２の集合体１６の棒２４は、照射前に単数または複数の第１の集合体１６の周辺領域４２の棒２４のウラン２３５含有率よりも厳密には低いウラン２３５含有率を有する。

【0112】

中央領域４１内にＭＯＸ燃料棒２４のみを含み、周辺領域４２内にＵＯＸ燃料棒２４のみを含む本発明に係る集合体１６は、ＵＯＸおよび／またはＭＯＸ燃料のリサイクルに由来する大量のプルトニウムの装荷を可能にする。

【0113】

発明者らが実施した調査から、原子炉１のＵＯＸ集合体を含む炉心２内に装荷された本発明に係る集合体１６が、さらに、前記炉心２内に存在するＵＯＸ集合体とのエネルギー等価性に至ることを可能にすることが示された。詳細には、このエネルギー等価性は、リサイクルにつれてプルトニウムの数量が減少するにも関わらず得られ、本発明に係る集合体１６はこうしてＭＯＸ燃料の多重リサイクルを可能にする。さらに、この集合体１６は、ＭＯＸ燃料棒の担体ウランの濃縮を必要とせずに、エネルギー等価性を得ることを可能にする。こうして、この集合体は、製造プロセスの複雑化をひき起こすことなく、既存のＭＯＸ燃料の製造設備内で製造可能である。

【0114】

その上、本発明に係る集合体１６は、特にこれらの集合体１６が原子炉内での滞留の作用下で変形する場合に、詳細にはこの第１の集合体１６とこの第１の集合体１６に一辺でまたは一つの隅で隣接している第２のＵＯＸ燃料集合体１６との間の界面において許容可能な棒２４内の半径方向出力分布を達成しながら、ＵＯＸ集合体とのエネルギー等価性を得ることを可能にする。

【0115】

詳細には、ＵＯＸ燃料集合体１６および本発明に係る集合体１６を含む混合炉心２において、本発明に係る集合体１６は、本発明に係る集合体１６の周辺におけるＵＯＸ棒の存在によって、プルトニウムの多重リサイクルの結果としての反応度損失を補償しながら、隣接するＵＯＸ燃料集合体１６とのＭＯＸ／ＵＯＸ界面を回避することを可能にする。

【0116】

最後に、図７および８の実施形態に係る中央領域４１の領域分けは、ＭＯＸ燃料棒２４の出力ピークの管理をさらに一層改善することを可能にする。詳細には、この領域分けは、本発明に係る集合体１６の中央領域４１の異なる下位領域内のプルトニウム含有率を調整して、原子炉１の正常な運転中水が満たされしたがって増大した減速領域を構成している案内管３１および場合によっては計装管の存在に起因する本発明に係る集合体１６内の減速の半径方向不均質性に関連する影響を制限することを可能にする。

【0117】

図９～１１は、照射の開始時における図７の集合体１６内の半径方向出力分布の概略図である。図９～１１は各々、集合体１６の８分の１を表わし、集合体１６の残りは、この８分の１との関係における軸対称により再構成可能である。図９～１１中、「Ｄ」と記された軸は集合体１６の対角線に対応し、一方「Ｙ」と記された軸は、集合体１６の一辺の垂直二等分線に対応し、Ｄ軸とＹ軸の交差点に配置された棒２４は、集合体１６の中心に配置された棒２４に対応する。その上、案内管３１はここで斜めの線影によって図式化されている。

【0118】

図９～１１を見れば分かるように、本発明に係る集合体１６は、棒２４内、詳細には周辺棒２４内においても周辺領域４２に隣接する中央領域４１の棒２４においても、許容可能である半径方向出力分布を達成しながら、ＵＯＸ集合体とのエネルギー等価性を得ることを可能にする。これに関連して、単位長さ当たりの限界出力は、燃料の核融合を導くと考えられる出力である。

【0119】

図９、１０および１１を比較した場合、図４および７の実施形態は、半径方向出力分布の観点から見て満足のいく結果を得ることを可能にするものの、最良の結果は、棒２４が異なるプルトニウム含有率を有する棒の３つの群に配分されている場合に得られる、ということも確認される。したがって、図８に関して説明された通りの中央領域４１に隣接する下位領域内に配設された３群の棒２４を含む、プルトニウム含有率に関して領域分けされた集合体１６によって、出力ピークを最小化することが可能である。

【0120】

本発明の好ましい実施形態において、領域分けは、異なる同位体組成を有するプルトニウムを使用することによってではなくむしろ異なるプルトニウム含有率を有するＭＯＸ棒を使用することによって得られる。中央領域４１全体において好ましいものとして定義された唯一のプルトニウム同位体含有率を使用することによって、製造手順を単純化しひいては製造コストを最低限に抑えることが可能である。

【符号の説明】

【0121】

１ 原子炉
２ 炉心
１６ 集合体
２０ 制御クラスタ
２４ 棒
３１ 案内管
４０ 吸収棒
４１ 中央領域
４２ 周辺領域

【図1】

【図2】

【図3】

【図4】

【図5】

【図6】

【図7】

【図8】

【図9】

【図10】

【図11】

【国際調査報告】