軽水炉の炉心及び燃料集合体
【課題】軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる軽水炉の炉心を提供する。
【解決手段】軽水炉の炉心２０は、上部ブランケット領域５Ａ、上部燃料領域６Ａ、内部ブランケット領域７Ａ、下部燃料領域８Ａ及び下部ブランケット領域９Ａの５領域を含む核燃料物質領域１２を有している。高さ２８３ｍｍの上部燃料領域６の核分裂性Ｐｕ富化度は１５．７ｗｔ％であり、高さ１９４ｍｍの下部燃料領域８の核分裂性Ｐｕ富化度は２０．２ｗｔ％である。上部燃料領域６の高さは下部燃料領域８の高さの１．４６倍である。また、下部燃料領域８の核分裂性Ｐｕ富化度は、上部燃料領域６の核分裂性Ｐｕ富化度の１．２９倍となる。
【解決手段】軽水炉の炉心２０は、上部ブランケット領域５Ａ、上部燃料領域６Ａ、内部ブランケット領域７Ａ、下部燃料領域８Ａ及び下部ブランケット領域９Ａの５領域を含む核燃料物質領域１２を有している。高さ２８３ｍｍの上部燃料領域６の核分裂性Ｐｕ富化度は１５．７ｗｔ％であり、高さ１９４ｍｍの下部燃料領域８の核分裂性Ｐｕ富化度は２０．２ｗｔ％である。上部燃料領域６の高さは下部燃料領域８の高さの１．４６倍である。また、下部燃料領域８の核分裂性Ｐｕ富化度は、上部燃料領域６の核分裂性Ｐｕ富化度の１．２９倍となる。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、軽水炉の炉心及び燃料集合体に係り、特に、沸騰水型原子炉に適用するのに好適な軽水炉の炉心及び燃料集合体に関する。
【背景技術】
【０００２】
多くの同位元素があるアクチニド核種は、軽水炉の炉心内に装荷された燃料集合体内の核燃料物質に富化された状態で炉心内にて燃焼するとき、中性子捕獲や核崩壊等の種々の核反応により、同位元素間を順次移行する。アクチニド核種では、共鳴領域及び熱中性子に対して大きな核分裂断面積を有するいわゆる奇数核、及び高速中性子によってのみ核分裂するいわゆる偶数核が存在するため、一般に燃焼とともに燃料集合体に含まれたアクチニド核種の各同位元素の存在割合が大きく変化する。この存在割合の変化は、炉心内における燃料集合体の装荷位置での中性子エネルギースペクトルに依存することが知られている。
【０００３】
現在の軽水炉は、低濃縮ウランを核燃料として使用している。しかしながら、天然のウラン資源には限りがあるので、軽水炉に用いられる燃料集合体を、ウラン濃縮時の残渣である劣化ウラン、天然ウラン、トリウム及び減損ウラン等に、軽水炉の使用済燃料集合体から抽出された超ウラン核種（以下、ＴＲＵという）を富化した核燃料物質を用いるリサイクル型燃料集合体に順次置き換えていく必要がある。なお、劣化ウラン、天然ウラン、トリウム、減損ウラン及びＴＲＵ等を、核燃料物質と称する。核燃料物質を有する燃料集合体は、軽水炉の炉心に装荷される。商用炉が必要であると予想されるかなり長い期間にわたってＴＲＵ及びトリウムに中性子が吸収されて新しく生まれるＵ−２３３は有効な資源としてリサイクルされ、その間、常にＴＲＵの量及びＵ−２３３が増加するか、ほぼ一定に保たれていることが望ましい。
【０００４】
現在商用炉の大部分を占めている軽水炉で、核燃料の燃焼を通じて核分裂性Ｐｕ量が増加またはほぼ一定である増殖炉を実現する技術が、特許３４２８１５０号公報及びR.TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL ’95 Versailles, France, September, 1995, P.938に記載されている。特許３４２８１５０号公報及びR.TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL ’95 Versailles, France, September, 1995, P.938に記載されている増殖炉を実現した軽水炉は、複数の燃料棒を三角格子で稠密に配列した、横断面が六角形をしている複数の燃料集合体を、炉心に配置している。この軽水炉の炉心は、燃料棒の稠密配置によって燃料棒周りの水の量を少なくして共鳴及び高速エネルギー中性子の割合を増やすとともに、ＴＲＵの混合酸化物燃料領域の高さを低くして、その上下に劣化ウランのブランケット領域を配置し、安全基準である負のボイド係数を維持している。その炉心は、G. A. Ducat et al., “EVALUATION OF THE PARFAIT BLANKET CONCEPT FOR FAST BREEDER REACTORS”, MITNE-157, January, 1974に記載されたパッフェ型炉心の概念を適用して炉心部を二段重ねとして経済性と安全性を確保しつつ、増殖比を１以上にしている。
【０００５】
ＴＲＵをリサイクルするためには、使用済燃料の再処理が不可欠である。しかしながら、民生用のＴＲＵが大量破壊兵器に転用される恐れから、核不拡散に対する要求がますます厳しくなり、ＴＲＵリサイクル時の制約が厳しくなってきている。
【０００６】
また、将来のいつの日かに、核分裂炉に代わるより優れた発電システムが実用化されるときが必ず来るので、その時にはＴＲＵは濃縮ウランに相当するきわめて有用な核燃料から、厄介ものの長寿命廃棄物に成り下がることになる。したがって、ウランを核燃料として用いる軽水炉を広く世界に普及させるためには、使用済核燃料に残されるＴＲＵの処分方法、すなわち、ＴＲＵを核分裂させて核分裂生成物にする、いわゆる、ＴＲＵ消滅炉を準備しておくことが、原子力開発の最重要課題になっている。
【０００７】
特開２００８−２１５８１８号公報及びR.TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL ’07 Boise, USA, September, 2007, P.1725は、使用済核燃料を再処理して得られたＴＲＵを、新たな核燃料として再利用するリサイクルを繰り返し行う多重イサイクルを実現するために、ＴＲＵの各同位元素の存在割合をほぼ一定に保ってＴＲＵをリサイクルする軽水増殖炉及びＴＲＵを核分裂させるＴＲＵ消滅炉を提案している。
【０００８】
この軽水増殖炉は、ＴＲＵ量を一定に保持しもしくは増加する状態で核燃料をリサイクルし、高燃焼度化及び核拡散抵抗性を高めた燃料集合体を装荷した炉心を有している。ＴＲＵ消滅炉は、軽水炉がその使命を終えるときが近づいたときに、ＴＲＵが超寿命放射性廃棄物になることを避けるために、核燃料再処理により回収したＴＲＵを核分裂で減少させながらＴＲＵを順次集約し、最後の一炉心分を除いて全てのＴＲＵを核分裂させる原子炉である。
【０００９】
R.TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL ’95 Versailles, France, September, 1995, P.938、及びR.TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL ’07 Boise, USA, September, 2007, P.1725に記載されている、使用済核燃料から回収されたこれらのＴＲＵをリサイクルする軽水炉では、異常な過渡変化及び事故等の設計基準を満たすために、十分な安全余裕を持ってＴＲＵ量を一定に保ってＴＲＵをシード燃料として有効利用し、すべての劣化ウランを燃焼させることにより、エネルギー長期安定供給を実現している。さらに、核分裂炉がその使命を終えてＴＲＵが不要になったときにＴＲＵを全て核分裂させてＴＲＵが超寿命廃棄物になることを防ぐことができるリサイクル炉の実現が可能になった。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１０】
【特許文献１】特許３４２８１５０号公報
【特許文献２】特開２００８−２１５８１８号公報
【非特許文献１】R.TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL ’95 Versailles, France, September, 1995, P.938
【非特許文献】
【００１１】
【非特許文献２】G. A. Ducat et al., “EVALUATION OF THE PARFAIT BLANKET CONCEPT FOR FAST BREEDER REACTORS”, MITNE-157, January, 1974
【非特許文献３】R.TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL ’07 Boise, USA, September, 2007, P.1725
【非特許文献４】W.S.Yang et al., A Metal Fuel Core Concept for 1000MWt Advanced Burner Reactor GLOBAL' 07 Boise, USA, September, 2007, P.52
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１２】
また軽水炉の普及にあたり、軽水炉で新たに作られるＴＲＵが超寿命放射性廃棄物になることへの危惧と、ＴＲＵが大量破壊兵器に転用されることへの恐れが、大きな障害となっており、ＴＲＵをエネルギー長期安定供給のための劣化ウランを核分裂させるためのシード燃料としての役割を担う前に、軽水炉からのＴＲＵをとにかく核分裂させると共に、核不拡散抵抗性の高い同位元素比の状態でリサイクルを繰り返すことで、最終的に使用済み燃料集合体の体数を出来るだけ少なくする技術を確立して、軽水炉普及のための障害を取り除きたいとの動きが強くなっている。そして、それらの技術は、現在運転中の軽水炉で燃料集合体を取り替えるだけで実施できれば、より望ましいとする、新たなニーズが生じている。
【００１３】
近年、原子炉の安全性に対する考え方を厳しくする動きがある。例えば、何らかの原因で炉心流量が急激に低下した時に制御棒全数挿入不能という複合事象時等の設計基準の枠外の事故（Anticipated Transient Without Scram（ＡＴＷＳ）：スクラムなしの過渡事象）にも十分対応できる安全余裕を持つ、より安全ポテンシャルが高い炉心が求められている。
【００１４】
そこで、発明者らは、最も厳しいと考えられる事象である、炉心全体が蒸気で満たされた状態（炉心全体が１００％ボイドになった状態）を想定し、軽水炉固有の安全性に対する余裕のさらなる向上について検討を行なった。仮に炉心全体が１００％ボイドになった状態では、炉心に正の反応度が投入される。この正の反応度の投入は避ける必要があり、軽水炉固有の安全性に対する余裕のさらに向上させなければならない。
【００１５】
本発明の目的は、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる軽水炉の炉心及び燃料集合体を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１６】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、炉心内に存在して超ウラン核種を含む核燃料物質を有する核燃料物質領域であって高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にある核燃料物質領域の上方に、中性子吸収部材を配置したことにある。
【００１７】
高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にある核燃料物質領域を有する炉心では、核燃料物質領域から外部に漏洩する中性子の量が多いので、軽水炉の運転中に、何らかの原因で、仮に、炉心全体が１００％ボイドの状態になったとき、核燃料物質領域の上方に配置された中性子吸収部材が、核燃料物質領域から漏洩した中性子を吸収する。このため、核燃料物質領域の外部に存在する構造部材に反射して核燃料物質領域に戻される、漏洩した中性子の量が極めて少なくなるので、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに、核燃料物質領域に正の反応度が投入されない。これは、軽水炉の固有の安全性に対する余裕を向上させることができ、これにより、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【００１８】
炉心内で、核燃料物質が配置されている領域が核燃料物質領域である。核燃料物質領域の高さは、燃料集合体の燃料有効長と同じである。
【００１９】
炉心に装荷された燃料集合体に含まれた各燃料棒において、燃料棒の超ウラン核種を含む核燃料物質領域の上方に形成されたプレナムの外径を、３ｍｍ以上で核燃料物質領域での燃料棒の外径よりも小さくすることによっても、上記の目的を達成することができる。プレナムの長さは４００ｍｍ〜２５００ｍｍの範囲内にある。
【００２０】
長さが４００ｍｍ〜２５００ｍｍの範囲内に存在する、燃料棒のプレナムの部分での外径を、３ｍｍ以上で核燃料物質領域での燃料棒の外径よりも小さくするので、ＢＷＲの運転中に何らかの原因で炉心流量が急激に低下し、且つ、全ての制御棒が炉心に挿入されない、設計基準を超える複合事象（後述の第１設計基準外事故）が発生した場合でも、プレナムを画定する構造部材に反射されて核燃料物質充填領域に戻される、漏洩中性子の量が減少する。このため、万が一、第１設計基準外事故が発生した場合でも、ＢＷＲの固有の安全性によりボイド係数が負になるので、高圧炉心注水系の作動により燃料棒が冷却可能な出力まで自動的に低下し、炉心の安全余裕が増大する。さらに、プレナムの容積が増大するので、燃料棒の健全性が増大する。したがって、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【００２１】
炉心内の核燃料物質領域内に、炉心の軸方向において、上部ブランケット領域、超ウラン核種を含む核燃料物質が存在する上部燃料領域、内部ブランケット領域、超ウラン核種を含む核燃料物質が存在する下部燃料領域、及び下部ブランケット領域を上方よりこの順番に形成しており、下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウムの割合を、上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウムの割合よりも大きくすることによっても、上記の目的を達成することができる。
【００２２】
下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウムの割合を、上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウムの割合よりも大きくするので、下部燃料領域の熱的余裕が減少し、上部燃料領域での熱的余裕が増大する。上部燃料領域でのボイド率が下部燃料領域でのボイド率よりも大きいので、上部燃料領域での熱的余裕の増加度合いが下部燃料領域での熱的余裕の減少度合いよりも大きくなるので、炉心全体では熱的余裕が増加する。このように、熱的余裕が増加し、安全余裕が増大するので、下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウムの割合が、上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウムの割合よりも大きくすることにより、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【００２３】
超ウラン核種を含み、超ウラン核種のリサイクルの回数が異なっている複数の燃料集合体が装荷され、これらの燃料集合体のうち、リサイクルの回数が最も少ない超ウラン核種を含む複数の燃料集合体を炉心の中央部に配置し、この中央部と炉心最外層領域の間において、リサイクル回数の多い超ウラン核種を含む燃料集合体ほど、炉心最外層領域側に配置したことは、別の特徴である。
【００２４】
燃料集合体に含まれている超ウラン核種のリサイクルの回数に基づいて上記のように燃料集合体を配置した炉心を構成することによって、使用済燃料集合体の体数を減少させることができる。すなわち、炉心に装荷された複数の燃料集合体のうち、リサイクル回数の多い超ウラン核種を含む燃料集合体ほど、炉心最外層領域側に配置することによって、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になった場合において、炉心中心部への半径方向の出力分布のシフトを緩和することができ、使用済燃料集合体の体数を減少させることができる。
【００２５】
原子炉から取り出された使用済燃料集合体に含まれている使用済核燃料に対して核燃料再処理が行われる。この使用済核燃料に対する核燃料再処理によって、使用済核燃料に含まれている超ウラン核種が回収され、回収された超ウラン核種を用いて新たな燃料集合体が製造される。この新たな燃料集合体は、原子炉内に装荷されて所定の運転サイクル数の間、原子炉内で使用され、その後、使用済燃料集合体として原子炉から取り出される。取り出された使用済燃料集合体に含まれた使用済核燃料に対して、核燃料再処理が実行され、超ウラン核種が回収される。このように、超ウラン核種がリサイクルされて使用される。超ウラン核種のリサイクル回数とは、超ウラン核種が核燃料再処理によって使用済核燃料から回収されて新たな燃料集合体に含まれて原子炉で使用される回数である。
【００２６】
（Ａ１）超ウラン核種の複数の同位元素を含む核燃料物質を有する複数の燃料集合体が装荷されており、核燃料物質が存在する核燃料物質領域を有し、核燃料物質領域の高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にあり、中性子吸収部材が核燃料物質領域の上方に配置されている軽水炉の炉心において、さらに、好ましい構成を以下に説明する。
【００２７】
好ましくは、（Ａ２）上記のＡ１において、燃料集合体が、核燃料物質領域を内部に形成している複数の燃料棒の下端部を支持する下部燃料支持部材、及び複数の燃料棒の上端部を支持する上部燃料支持部材を有し、燃料棒の内部で核燃料物質領域の上方にプレナムが形成されており、中性子吸収部材が、上部燃料支持部材の下方に配置されることが望ましい。
【００２８】
好ましくは、（Ａ３）上記のＡ２において、中性子吸収部材が隣り合う燃料棒のプレナム相互間に配置されることが望ましい。
【００２９】
好ましくは、（Ａ４）上記のＡ１〜Ａ３のいずれか１つにおいて、中性子吸収部材の、炉心の軸方向における長さが２０ｍｍ〜７００ｍｍの範囲内にあり、核燃料物質領域の上端と中性子吸収部材の下端の間の距離が２３０ｍｍ〜５００ｍｍの範囲内にあることが望ましい。
【００３０】
好ましくは、（Ａ５）上記のＡ１〜Ａ４のいずれか１つにおいて、全ての中性子吸収部材の横断面積の合計が、燃料集合体格子の横断面積の１０〜５０％の範囲内にあることが望ましい。
【００３１】
好ましくは、（Ａ６）上記のＡ１において、核燃料物質領域の下方に、他の中性子吸収部材を配置したことが望ましい。
【００３２】
好ましくは、（Ａ７）上記のＡ２またはＡ３において、中性子吸収材充填領域が、燃料棒内で、核燃料物質領域の下方に形成されることが望ましい。
【００３３】
好ましくは、（Ａ８）上記のＡ７において、中性子吸収材充填領域の、炉心（または燃料集合体）の軸方向における長さが１０ｍｍ〜１５０ｍｍの範囲内にあることが望ましい。
【００３４】
好ましくは、（Ａ９）上記のＡ７またはＡ８において、燃料棒の中性子吸収材充填領域の部分での外径が、燃料棒の核燃料物質領域の部分での外径以上で、隣り合う燃料棒の、中性子吸収材充填領域の部分での外面相互間の間隔が１．３ｍｍ以上形成される範囲内にあることが望ましい。
【００３５】
好ましくは、（Ａ１０）上記のＡ２またはＡ３において、燃料棒の前記プレナムの部分の外径が、燃料棒の核燃料物質領域の部分の外径よりも小さくて３ｍｍ以上の範囲内にあり、プレナムの、炉心（または燃料集合体）の軸方向の長さが４００ｍｍ〜２５００ｍｍの範囲内にあることが望ましい。
【００３６】
好ましくは、（Ａ１１）上記のＡ２またはＡ３において、プレナムが第１領域及び第１領域の上方に配置された第２領域を含んでおり、燃料棒の第１領域の部分の外径が燃料棒の核燃料物質領域の部分の外径よりも小さくなっており、燃料棒の第２領域の部分の外径が、燃料棒の核燃料物質領域の部分の外径以下で第１領域の部分の外径よりも大きくなっており、中性子吸収部材が第２領域の下端と核燃料物質領域の上端の間に配置されていることが望ましい。
【００３７】
好ましくは、（Ａ１２）上記のＡ２またはＡ３において、プレナムが第１領域及び第１領域の上方に配置された第２領域を含んでおり、燃料棒の第１領域の部分の外径が、燃料棒の第２領域の部分の外径よりも大きくて燃料棒の核燃料物質領域の部分の外径よりも小さくなっており、中性子吸収部材が第１領域の上端より上方に配置されていることが望ましい。
【００３８】
好ましくは、（Ａ１３）上記のＡ１ないしＡ１２のいずれか１つにおいて、中性子吸収部材がボロン及びハフニウムのいずれかを含んでいることが望ましい。
【００３９】
好ましくは、（Ａ１４）上記のＡ７ないしＡ９のいずれか１つにおいて、中性子吸収材充填領域がボロン及びハフニウムのいずれかを含んでいることが望ましい。
【００４０】
好ましくは、（Ａ１５）上記のＡ１において、核燃料物質領域が、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域を含んでおり、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域が前記炉心の軸方向においてこの順番に配置され、上部燃料領域及び下部燃料領域が複数の同位元素を含んでおり、
燃焼度ゼロの燃料集合体を含んでいる状態で、下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合が、上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合よりも大きくなっていることが望ましい。
【００４１】
好ましくは、（Ａ１６）上記のＡ１５において、燃焼度ゼロの燃料集合体を含んでいる状態で、下部燃料領域の高さと上部燃料領域の高さの合計が３５０ｍｍ〜６００ｍｍの範囲にあり、上部燃料領域の高さが下部燃料領域の高さの１．１倍〜２．１倍の範囲内にあることが望ましい。
【００４２】
好ましくは、（Ａ１７）上記のＡ１５またはＡ１６において、燃焼度ゼロの燃料集合体を含んでいる状態で、下部燃料領域の全超ウラン核種の核分裂性プルトニウムの富化度及び上部燃料領域の全超ウラン核種の核分裂性プルトニウムの富化度の平均が１６％〜２０％の範囲内にあり、下部燃料領域の全超ウラン核種の核分裂性プルトニウムの富化度が上部燃料領域の全超ウラン核種の核分裂性プルトニウムの富化度の１．０５倍〜１．６倍の範囲内にあることが望ましい。
【００４３】
好ましくは、（Ａ１８）上記のＡ１５ないしＡ１７のいずれか１つにおいて、下部ブランケット領域が核燃料物質領域内で下部燃料領域の下方に配置されたことが望ましい。
【００４４】
好ましくは、（Ａ１９）上記のＡ１ないしＡ１８のいずれか１つにおいて、核燃料物質領域に含まれる全ての超ウラン核種中に占めるプルトニウム−２３９の割合が、４０％〜６０％の範囲及び５％以上４０％未満の範囲のいずれかの範囲内にあることが望ましい。
【００４５】
好ましくは、（Ａ２０）上記のＡ１ないしＡ１９のいずれか１つにおいて、単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合が、３０％〜５５％の範囲内にあることが望ましい。
【００４６】
好ましくは、複数の燃料棒と、複数の燃料棒の下端部を支持する下部燃料支持部材と、複数の燃料棒の上端部を支持する上部燃料支持部材と、中性子吸収部材を備え、複数の燃料棒は、内部に、超ウラン核種の複数の同位元素を含む核燃料物質が存在する、高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にある核燃料物質領域、及び核燃料物質領域の上方に形成されたプレナムを形成しており、中性子吸収部材が核燃料物質領域の上方に配置されている燃料集合体に、上記した（Ａ１）の軽水炉の炉心に対する（Ａ２）〜（Ａ２０）のそれぞれの構成要件を付加することが望ましい。燃料集合体においては、（Ａ１５）〜（Ａ１７）における「燃焼度ゼロの燃料集合体を含んでいる状態」を「燃焼度ゼロの状態」にする。
【００４７】
（Ｂ１）核燃料物質を有する複数の燃料集合体が装荷され、核燃料物質が存在する核燃料物質領域内に、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域を軸方向においてこの順番に配置し、超ウラン核種の複数の同位元素が上部燃料領域及び下部燃料領域に含まれており、燃焼度ゼロの燃料集合体を含んでいる状態で、下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合を、上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合よりも大きくする軽水炉の炉心において、さらに、好ましい構成を以下に説明する。
【００４８】
好ましくは、（Ｂ２）上記のＢ１において、燃焼度ゼロの燃料集合体を含んでいる状態で、下部燃料領域の高さと上部燃料領域の高さの合計が３５０ｍｍ〜６００ｍｍの範囲にあり、上部燃料領域の高さが下部燃料領域の高さの１．１倍〜２．１倍の範囲内にあることが望ましい。
【００４９】
好ましくは、（Ｂ３）上記のＢ１またはＢ２において、燃焼度ゼロの燃料集合体を含んでいる状態で、下部燃料領域の全超ウラン核種の核分裂性プルトニウムの富化度及び上部燃料領域の全超ウラン核種の核分裂性プルトニウムの富化度の平均が１６％〜２０％の範囲内にあり、下部燃料領域の全超ウラン核種の核分裂性プルトニウムの富化度が上部燃料領域の全超ウラン核種の核分裂性プルトニウムの富化度の１．０５倍〜１．６倍の範囲内にあることが望ましい。
【００５０】
好ましくは、（Ｂ４）上記のＢ１ないしＢ３のいずれか１つにおいて、下部ブランケット領域が核燃料物質領域内で下部燃料領域の下方に配置されたことが望ましい。
【００５１】
好ましくは、（Ｂ５）上記のＢ１ないしＢ４のいずれか１つにおいて、核燃料物質領域に含まれる全ての超ウラン核種中に占めるプルトニウム−２３９の割合が、４０％〜６０％の範囲及び５％以上４０％未満の範囲のいずれかの範囲内にあることが望ましい。
【００５２】
好ましくは、（Ｂ６）上記のＢ１ないしＢ５のいずれか１つにおいて、単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合が、３０％〜５５％の範囲内にあることが望ましい。
【００５３】
好ましくは、複数の燃料棒と、複数の燃料棒の下端部を支持する下部燃料支持部材と、複数の燃料棒の上端部を支持する上部燃料支持部材と、中性子吸収部材を備え、複数の燃料棒は、内部に、超ウラン核種の複数の同位元素を含む核燃料物質が存在する核燃料物質領域を形成しており、核燃料物質領域が、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域を含んでおり、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域が軸方向においてこの順番に配置され、上部燃料領域及び下部燃料領域が複数の同位元素を含んでおり、燃焼度ゼロの状態で、下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合が、上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合よりも大きくなっている燃料集合体に、上記した（Ｂ１）の軽水炉の炉心に対する（Ｂ２）〜（Ｂ６）のそれぞれの構成要件を付加することが望ましい。燃料集合体においては、（Ｂ２）及び（Ｂ３）における「燃焼度ゼロの燃料集合体を含んでいる状態」を「燃焼度ゼロの状態」にする。
【発明の効果】
【００５４】
本発明によれば、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００５５】
【図１】核燃料物質領域の上端と中性子吸収部材の下端の間の距離とボイド係数、及び仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける投入反応度とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図２】中性子吸収部材の長さと仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける投入反応度、及び核燃料物質領域の上端と中性子吸収部材の上端の間に存在する領域での圧力損失とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図３】炉心内の核燃料物質領域の下端からの高さと炉心軸方向における出力分布及びボイド率分布とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図４】下部反射体領域及び核燃料物質領域の軸方向における熱中性子束分布を示す説明図である。
【図５】燃料集合体格子の横断面積に対する核燃料物質領域の下方での中性子吸収材充填領域の横断面積の割合と仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける投入反応度との関係を示す特性図である。
【図６】プレナム長さと仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける投入反応度との関係を示す特性図である。
【図７】下部燃料領域の核分裂性Ｐｕの富化度に対する上部燃料領域の核分裂性Ｐｕの富化度の比と各領域の高さとの関係示す特性図である。
【図８】下部燃料領域の核分裂性Ｐｕの富化度に対する上部燃料領域の核分裂性Ｐｕの富化度の比とボイド係数、及び仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける投入反応度とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図９】炉心の半径方向における出力分布を示す説明図である。
【図１０】軽水炉の平衡炉心における、リサイクル回数の異なるＴＲＵを含む各燃料集合体の配置を示す説明図である。
【図１１】本発明の好適な一実施例である実施例１の軽水炉の炉心を適用した沸騰水型原子炉の縦断面図である。
【図１２】図１１に示す炉心の横断面図である。
【図１３】図１２に示す燃料集合体格子の横断面図である。
【図１４】図１２に示す炉心の平衡炉心状態における燃料集合体の配置を示す説明図である。
【図１５】図１４に示す平衡炉心におけるオリフィスの開口分布を示す説明図である。
【図１６】図１４に示す平衡炉心に装荷する新燃料集合体の軸方向の各領域の高さと燃料領域における核分裂性Ｐｕの富化度分布を示す説明図である。
【図１７】図１３のＩ−Ｉ断面図であって燃料集合体の縦断面図である。
【図１８】図１７のII−II断面図である。
【図１９】図１７に示す燃料集合体の上部燃料領域の横断面における核分裂性Ｐｕの富化度分布を示した説明図である。
【図２０】図１７に示す燃料集合体の下部燃料領域の横断面における核分裂性Ｐｕの富化度の分布を示した説明図である。
【図２１】燃料集合体の他の実施例における中性子吸収部材の配置位置での横断面図である。
【図２２】燃料集合体の他の実施例における中性子吸収部材の配置位置での横断面図である。
【図２３】本発明の他の実施例である実施例２の軽水炉の炉心における燃料集合体格子の横断面図である。
【図２４】実施例２における軽水炉の炉心の平衡炉心状態での燃料集合体の配置を示す説明図である。
【図２５】図２３のIII−III断面図であって燃料集合体の縦断面図である。
【図２６】図２４に示す平衡炉心に装荷する新燃料集合体の軸方向の各領域の高さと燃料領域における核分裂性Ｐｕの富化度分布を示す説明図である。
【図２７】図２５のIV−IV断面図である。
【図２８】本発明の実施例３における軽水炉の炉心に装荷される燃料集合体の縦断面図である。
【図２９】本発明の実施例４における軽水炉の炉心に装荷される燃料集合体の縦断面図である。
【図３０】図２９のＶ−Ｖ断面図である。
【図３１】本発明の実施例５における軽水炉の炉心に装荷される燃料集合体の縦断面図である。
【図３２】本発明の他の実施例である実施例６の軽水炉の炉心における燃料集合体格子の横断面図である。
【図３３】実施例６における軽水炉の炉心の平衡炉心状態における燃料集合体の配置を示す説明図である。
【図３４】図３３に示す平衡炉心に装荷する新燃料集合体の軸方向の各領域の高さと燃料領域における核分裂性Ｐｕの富化度分布を示す説明図である。
【図３５】本発明の他の実施例である実施例７の軽水炉の炉心の横断面図である。
【図３６】図３５に示す燃料集合体の横断面図である。
【図３７】本発明の他の実施例である実施例８の軽水炉の炉心における平衡炉心に装荷する新燃料集合体の軸方向の各領域の高さと燃料領域における核分裂性Ｐｕの富化度分布を示す説明図である。
【図３８】図３７に示す燃料集合体の上部燃料領域及び下部燃料領域の横断面における核分裂性Ｐｕの富化度分布を示した説明図である。
【図３９】本発明の他の実施例である実施例９における軽水炉の炉心に装荷される燃料集合体の縦断面図である。
【図４０】本発明の他の実施例である実施例１０の軽水炉の炉心における平衡炉心に装荷する新燃料集合体の軸方向の各領域の高さと燃料領域における核分裂性Ｐｕの富化度分布を示す説明図である。
【図４１】本発明の他の実施例である実施例１１の軽水炉の炉心における平衡炉心に装荷する新燃料集合体の軸方向の各領域の高さと燃料領域における核分裂性Ｐｕの富化度分布を示す説明図である。
【図４２】実施例１１における各ＴＲＵリサイクル世代の炉心と、燃焼度ゼロの燃料集合体に追加した現行炉排出ＴＲＵの重量及び使用済燃料集合体中のＴＲＵ重量とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図４３】実施例１１おける各リサイクル世代の炉心と、の燃焼度ゼロの燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合及び使用済燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図４４】実施例１１における各リサイクル世代の炉心と、ボイド係数、及び仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける投入反応度とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図４５】本発明の他の実施例である実施例１２の軽水炉の炉心における各リサイクル世代の炉心と、燃焼度ゼロの燃料集合体に追加した現行炉排出ＴＲＵの重量及び使用済燃料集合体に含まれたＴＲＵの重量とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図４６】実施例１２における各リサイクル世代の炉心と、燃焼度ゼロの燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合及び使用済燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図４７】実施例１２における各リサイクル世代の炉心と、ボイド係数、及び仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける投入反応度とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図４８】本発明の他の実施例である実施例１３の軽水炉の炉心における各リサイクル世代の炉心と、燃焼度ゼロの燃料集合体に追加した現行炉排出ＴＲＵの重量及び使用済燃料集合体に含まれるＴＲＵの重量とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図４９】実施例１３における各リサイクル世代の炉心と、燃焼度ゼロの燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合及び使用済燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図５０】本発明の他の実施例である実施例１３における各リサイクル世代の炉心と、ボイド係数、及び仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける投入反応度とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【発明を実施するための形態】
【００５６】
発明者らは、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる軽水炉の実現を図るために、様々な検討を行なった。この結果、（１）炉心内に存在して超ウラン核種を含む核燃料物質を有する核燃料物質領域であって高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にある核燃料物質領域の上方に、中性子吸収部材を配置する、（２）核燃料物質領域の上方に形成された長さが４００ｍｍ〜２５００ｍｍの範囲内に存在するプレナムの外径を、３ｍｍ以上で核燃料物質領域での燃料棒の外径よりも小さくする、及び（３）下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム（以下、核分裂性Ｐｕという）の割合を、上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性Ｐｕの割合よりも大きくする、のいずれかの構成を有する炉心において、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができることが分かった。
【００５７】
さらに、発明者らが、超ウラン核種を含む核燃料物質の多重リサイクルについても、合せて検討した。この結果、（４）超ウラン核種のリサイクルの回数が異なっている複数の燃料集合体のうち、リサイクルの回数が最も少ない超ウラン核種を含む複数の燃料集合体を炉心の中央部に配置し、この中央部と炉心最外層領域の間において、リサイクル回数の多い超ウラン核種を含む燃料集合体ほど、炉心最外層領域側に配置することによって、使用済燃料集合体の体数を低減できることを新たに見出した。なお、核燃料物質は、核分裂性物質（Ｕ−２３５及びＰｕ−２３９等）、及び親物質（Ｔｈ−２３２及びＵ−２３８等）を含んでいる。
【００５８】
安全余裕については、安全性のレベルを、以下の三段階に分けて取り扱っている。レベル１は設計基準事故であり、レベル２は第１設計基準外事故であり、レベル３は第２設計基準外事故である。
【００５９】
設計基準事故は、安全審査の対象となっている事象（異常な過渡変化および事故）である。この設計基準事故に対しては、原子炉固有の安全性及び通常の安全系が作動することにより、「異常な過渡変化」については燃料棒がバーンアウトしない範囲にＭＣＰＲの低下が収まるように設計することが求められる。燃料棒は再使用可能である。「事故」では、燃料棒の被覆管最高温度が１２００度以下、燃料棒がその形状を維持し、燃料棒の冷却を継続できる範囲に収まるように設計することが求められる。
【００６０】
第１設計基準外事故は、現在安全審査の対象外であるが、軽水炉では設計の際に考慮している事象である。この設計基準外事故において、最も厳しいと考えられている事故は、炉心に冷却材を供給する冷却材供給ポンプ（再循環系ポンプまたはインターナルポンプ）が全数停止し、その際、全制御棒が作動しない事故が同時に起こる複合事象である。この複合事象に対しては、非常用炉心冷却系の高圧炉心注水ポンプ（容量は冷却材供給ポンプの合計容量の５％程度）が作動して、ＢＷＲの固有の安全性により負の反応度係数で、高圧注水ポンプの流量で、燃料棒が冷却可能な出力まで自動的に低下するよう設計することが求められる。
【００６１】
第２設計基準外事故は、事故のシナリオとは無関係に、炉心全体が１００％ボイド状態になることを仮定する事象である。この設計基準外事故に対しては、正の反応度が投入されないように設計することが求められる。
【００６２】
上記の（１）はレベル３（第２設計基準外事故）の安全余裕を実現した軽水炉の炉心である。上記の(２)はレベル２（第１設計基準外事故）の安全余裕を実現した軽水炉の炉心である。
【００６３】
上記した（１）〜（４）の各構成を、以下に詳細に説明する。上記した（１）〜（４）の構成のそれぞれは、核燃料の再処理によって使用済核燃料から回収した超ウラン核種を、新たな燃料集合体の各燃料棒に充填してリサイクルする軽水炉に適用される。
【００６４】
この軽水炉のうち、増殖炉としての性能を向上させた軽水炉の炉心について説明する。例えば、核分裂性Ｐｕの残存比が１以上になる沸騰水型増殖炉は、特許３４２８１５０号公報で初めて実現された。軽水炉で増殖炉を実現するためには、炉心内の中性子のエネルギーを高く保つ必要がある。しかし、高速増殖炉で、通常、冷却材として使用されるＮａの質量に比べて、軽水炉で冷却材として用いられる水を形成している水素原子の質量が小さいため、軽水増殖炉では、中性子が一回の衝突で失うエネルギーが大きく、核燃料物資の単位体積あたりの冷却材の割合を小さくする必要がある。全てのＴＲＵ中に占めるＰｕ−２３９の割合が６０％よりも大きな範囲にある核燃料物質でリサイクルを行った場合には、（ａ）炉心内の核燃料物質に対する冷却能力が不足する、（ｂ）燃料集合体の燃焼度が低くなって燃料経済性が損なわれる、及び（ｃ）燃料集合体を構成する燃料棒間隙が狭くなりすぎて燃料集合体の製作が困難になる、等の不都合が生じる。全てのＴＲＵ中に占めるＰｕ−２３９の割合が４０％未満になっている核燃料物質でリサイクルした場合には、（ｄ）核分裂断面積が大きい奇数核種の割合が、核分裂断面積の小さい偶数核種のそれに比べて小さくなって、核分裂性Ｐｕの残存比１以上を実現することが困難になる、及び（ｅ）臨界状態を保つために炉心が大きくなって安全性の指標であるボイド係数が悪化する、等の不都合が生じる。したがって、軽水増殖炉では、全ＴＲＵ中に含まれるＰｕ−２３９の割合を４０％以上６０％以下の範囲内にする必要がある。
【００６５】
また、全てのＴＲＵ中に占めるＰｕ−２４０の割合が３５％より小さな範囲にある核燃料物質でリサイクルを行った場合には、上記した（ａ）、（ｂ）及び（ｃ）等の不都合が生じる。全てのＴＲＵ中に占めるＰｕ−２４０の割合が４５％より大きくなっている核燃料物質でリサイクルした場合には、（ｄ）及び（ｅ）等の不都合が生じる。したがって、軽水増殖炉では、全ＴＲＵ中に含まれるＰｕ−２４０の割合を３５％以上４５％以下の範囲内にする必要がある。
【００６６】
次に、不要になったときに長寿命放射性廃棄物として処分することが検討されているＴＲＵを核燃料物質として利用しつつ最後に一つの炉心分のＴＲＵ以外のＴＲＵをすべて核分裂させることを実現する軽水炉（ＴＲＵ消滅炉）の炉心について説明する。発明者らは、ＴＲＵが不要になった場合には、ＴＲＵを核分裂させて減少させ、減少量に応じて多くの炉心に分散されていたＴＲＵを集約し、最後は一つの炉心にのみＴＲＵが残されるようにすることを考えた。このとき、ＴＲＵが超寿命放射性廃棄物になることを防ぐために、全ＴＲＵ中に含まれるＰｕ−２３９の割合が４０％以上の状態で核燃料物質をリサイクルする場合には、ＴＲＵが減少する速度が遅くＴＲＵを一つの炉心に集約するのに時間がかかりすぎる。また、全ＴＲＵ中に占めるＰｕ−２３９の割合が５％未満の核燃料物質を用いてリサイクルした場合には炉心が大きくなってボイド係数が悪化する。したがって、ＴＲＵ消滅炉では、全ＴＲＵ中に含まれるＰｕ−２３９の割合を５％以上４０％未満の範囲にする必要がある。
【００６７】
また、ＴＲＵが超寿命廃棄物になることを防ぐために、全ＴＲＵ中に含まれるＰｕ−２４０の割合が３５％以下の状態で核燃料物質をリサイクルする場合には、ＴＲＵが減少する速度が遅くＴＲＵを一つの炉心に集約するのに時間がかかりすぎる。また、全ＴＲＵ中に占めるＰｕ−２４０の割合が４５％以上の核燃料物質を用いてリサイクルした場合には炉心が大きくなってボイド係数が悪化する。したがって、ＴＲＵ消滅炉では、全ＴＲＵ中に含まれるＰｕ−２４０の割合を３５％以上４５％以下の範囲にする必要がある。
【００６８】
ここで、軽水炉の炉心の一種であるパッフェ炉心の概要について説明する。パッフェ炉心は、装荷される新燃料集合体（燃焼度がゼロ）として、下端部から上端部に向かって下部ブランケット領域、下部燃料領域、内部ブランケット領域、上部燃料領域及び上部ブランケット領域をこの順で配置した燃料集合体を用いている。このため、パッフェ炉心も、核燃料物質領域の下端から核燃料物質領域の上端に向かって下部ブランケット領域、下部燃料領域、内部ブランケット領域、上部燃料領域及び上部ブランケット領域が形成される。下部燃料領域及び上部燃料領域は、核分裂性物質を含むＴＲＵ酸化物燃料（またはＴＲＵ酸化物とウラン酸化物の混合酸化物燃料）を有する。下部ブランケット領域、内部ブランケット領域及び上部ブランケット領域は、核分裂性物質の含有量が少なくＵ−２３８等の親物質の含有量が多いウラン酸化物燃料を有する。
【００６９】
軽水炉の炉心に装荷された燃料集合体に含まれる各燃料棒は、内部にプレナムを形成している。このプレナムは、燃料棒内に充填された核燃料物質に含まれている核分裂性物質の核分裂によって発生した揮発性核分裂生成物（ＦＰガス）を蓄積し、燃料棒の内圧上昇を抑制する。
【００７０】
前述した（１）の構成について説明する。
【００７１】
ＢＷＲの炉心に装荷された燃料集合体を冷却する冷却水（冷却材）は、５℃〜１０℃程度のサブクール水として下方より炉心に流入し、燃料集合体を冷却しながら飽和水、及び蒸気及び水を含む二相流になる。この冷却水は、炉心出口で６０％〜９０％程度のボイド体積率を有する二相流になっている。したがって、中性子の減速に大きく寄与する水素原子の炉心軸方向の分布は、炉心の下端から炉心の上端に向うにしたがって減少する。このようなＢＷＲは、何らかの原因で炉心の出力の上昇及び炉心流量の低下が生じ、燃料棒の温度が上昇して燃料健全性が損なわれる恐れがある場合においても、炉心出口のボイド率が上昇して炉心上方への中性子漏洩量が増加して負の反応度が炉心に投入され、自動的に原子炉出力が低下して燃料棒の健全性が維持される特徴を有している。
【００７２】
発明者らは、上記した特徴を有するＢＷＲにおいて、更なる安全余裕の向上策を検討した。この検討においては、前述した第２設計基準外事故を考慮した。この検討の概要について説明する。
【００７３】
発明者らは、安全余裕の向上策の検討に際し、検討対象となる軽水炉の炉心を、高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にあって核燃料再処理で得られたＴＲＵを含む核燃料物質領域を有しているＢＷＲの炉心とした。ＴＲＵを含んで高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にある核燃料物質領域を形成しているＢＷＲでは、ＢＷＲの運転中においても、核燃料物質領域の上方及び下方に漏洩する中性子の量が多くなる。
【００７４】
核燃料物質領域の高さが２０ｃｍ未満になると、稠密に燃料棒が配置された炉心であっても、核燃料物質の装荷量が少なくなり、定格出力運転を継続するにあたって燃料集合体を頻繁に交換する必要が生じる。このため、原子力プラントの稼動率が低下し、経済性が損なわれる。核燃料物質領域の高さが２５０ｃｍより大きくなった場合には、核燃料物質領域から漏洩する中性子が少なくなり、核燃料物質領域の上方に中性子吸収部材を配置しても、炉心全体が１００％の状態になった場合には核燃料物質領域に正の反応度が投入される。したがって、核燃料物質領域の高さを、２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にする。
【００７５】
仮に何らかの原因で炉心全体が１００％ボイドの状態になったとき、ＢＷＲ固有の安全機能である自己制御機能が阻害される。この自己制御機能は、何らかの原因で炉心流量が急激に低下したとき、核燃料物質領域内のボイド率が急激に上昇して核燃料物質領域の上方に形成される反射体領域における二相流のボイド率も増大し、核燃料物質領域からの中性子漏洩率が増加して核燃料物質領域の中性子実効増倍率の減少することにより、原子炉出力を自動的に低下させる機能である。
【００７６】
核燃料物質領域から上方に向かって漏洩した中性子の一部は、燃料棒のプレナムを画定する構造部材（現在の燃料棒では、ジルコニウム合金製の被覆管の一部）で反射されて核燃料物質領域に戻される。仮に炉心全体が１００％ボイドになると、プレナムを画定する構造部材に対する、隣接している燃料棒のそれぞれのプレナム間に存在する二相流の割合が低下し、核燃料物質領域から上方に漏洩する中性子の量も増大する。このため、プレナムを画定する構造部材に反射して核燃料物質領域に戻される中性子の量が増大する。しかし、核燃料物質領域内のボイド率が定格出力運転時の値から上記の１００％ボイド状態なったときの無限中性子増倍率の増加量に比べて、核燃料物質領域からの中性子漏洩量の増加量が小さいため、炉心、具体的には核燃料物質領域に正の反応度が投入される。
【００７７】
発明者らは、種々検討した結果、核燃料物質領域の上方に中性子吸収材（例えば、Ｂ４Ｃ及びＨｆ等）を配置することにより、核燃料物質領域から上方へ漏洩した中性子がその中性子吸収部材によって吸収されるので、仮に炉心全体が１００％ボイドになった状態でも炉心に正の反応度が入らないことを新たに確認した。上記のような中性子吸収材の配置により、正の反応度の投入が阻止できるので、ＢＷＲの固有の安全性に対する余裕が向上し、結果として、ＢＷＲの安全余裕が向上する。したがって、（１）の構成を軽水炉の炉心に適用することによって、ＴＲＵの増殖比を保ちつつ多重事故時においても安全余裕を向上できるという新たな知見が発明者らによって見出された。
【００７８】
以上に述べた検討結果を詳細に説明する。
【００７９】
発明者らが軽水増殖炉の炉心を対象に行った検討結果を以下に説明する。検討対象とした軽水増殖炉は、例えば、電気出力が１３５０ＭＷで、炉心に装荷されている７２０体の燃料集合体及び燃料集合体当たり２７１本の燃料棒を有する増殖比１．０１のＢＷＲ炉心である。各燃料集合体は、核燃料再処理で得られた、ＴＲＵを含む核燃料物質を有しており、且つ燃焼度ゼロの時点で含まれる全てのＴＲＵ中に占めるＰｕ−２３９の割合を４０
％〜６０％の範囲内の値にしている。
【００８０】
発明者らは、上記の（１）の構成に関する知見に基づいて、燃料集合体において、中性子吸収部材（例えば、Ｂ４Ｃ及びＨｆ等を含む）を、燃料集合体の軸方向においてプレナムの位置で各燃料棒相互間に配置した（例えば、図１８、図２１及び図２２等を参照）。各燃料棒において、プレナムは燃料有効長（核燃料物質領域）の上端よりも上方に位置している。このため、中性子吸収材は、核燃料物質領域より上方で、各燃料棒の上端部を保持する、燃料集合体の上部燃料支持部材（例えば、上部タイプレート）の下端よりも下方で、プレナム相互間に配置される。Ｂ４Ｃを用いる場合には、例えば、Ｂ４Ｃを密封容器内に充填して構成された中性子吸収部材をプレナム相互間に配置する。Ｈｆを用いる場合には、金属であるＨｆを、例えば、板状又は棒状にし、中性子吸収部材としてプレナム相互間に配置する。
【００８１】
ＢＷＲの運転時では、燃料集合体内で、プレナムの位置で燃料棒相互間に気液二相流が流れる。ＢＷＲの運転停止時においても、炉心内に冷却水が存在する。核燃料物質領域よりも上方で燃料棒間に存在する二相流または冷却水が中性子の反射体として機能する。このため、中性子吸収材は、核燃料物質領域の上方で反射体内に配置されているとも言える。核燃料物質領域よりも上方で二相流または冷却水が存在する領域を反射体領域という。
【００８２】
発明者らは、中性子吸収部材の、プレナムの位置における燃料棒相互間への配置について検討した。図１は、核燃料物質領域の上端と、プレナム相互間に配置した中性子吸収部材の下端との間の距離（核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離）による、仮に炉心全体が１００％ボイドになった状態における炉心への投入反応度及びボイド係数のそれぞれの変化を示している。特性Ａが核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離と、ボイド係数の関係を示し、特性Ｂがその距離と投入反応度の関係を示している。核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離は、炉心軸方向における距離である。特性Ａ，Ｂは、図１８に示すように各燃料棒に隣接して長さ５００ｍｍの中性子吸収部材を配置した燃料集合体を装荷した軽水増殖炉の炉心を対象に得られた特性である。
【００８３】
中性子吸収部材の下端が核燃料物質領域の上端に近づきすぎると、ＢＷＲの運転時には、中性子吸収部材の影響により中性子を核燃料物質領域に反射させる効果が小さくなる。この結果、核燃料物質領域の実効中性子増倍率が低下し、この低下を補償するために核燃料物質領域の高さを高くする必要があり、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに炉心への投入反応度が大きくなる。核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離が２３０ｍｍより短くなると、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったとき、炉心に正の反応度が投入される。このため、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに、炉心における正の反応度の投入を避けるために、核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離は２３０ｍｍ以上にしなければならない。
【００８４】
また、特性Ｂによれば、核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離が短くなると、核燃料物質領域と中性子吸収部材の間での二相流領域（反射体領域）の体積が小さくなって、炉心ボイド率の変化による実効中性子増倍率の変化が小さくなってボイド係数が悪化する。核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離が長くなりすぎると、反射体領域の核燃料物質領域への影響が小さくなる。このため、反射体領域に漏洩した中性子が再び核燃料物質領域に戻る確率が高くなって、ボイド係数が悪化する。核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離が５００ｍｍを超えると、ボイド係数が−１×１０−４％Δｋ／ｋ／％ｖｏｉｄ以下となり、炉心過渡特性上不具合（例えば、ＭＣＰＲの制約条件を満足することができなくなる事象）が生じる可能性がある。以上のことから、好ましくは、炉心軸方向における核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離を、２３０ｍｍ〜５００ｍｍの範囲にすれば良い。
【００８５】
なお、ＢＷＲの定格運転時にも、反射体領域に配置した中性子吸収部材は核燃料物質領域から上方へ漏洩する中性子を吸収する。中性子吸収部材を核燃料物質領域の上端に近づきすぎると、中性子吸収部材の中性子吸収機能により、原子炉の定格運転時において、反射体領域から核燃料物質領域に戻される中性子の量が少なくなる。このため、核燃料物質領域の上端部での原子炉出力が減少する。核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離を２３０ｍｍ以上にすることによって、このような問題が発生しなくなる。
【００８６】
次に、発明者らは、中性子吸収部材の、燃料集合体の軸方向における長さについて検討した。中性子吸収部材の長さと、投入反応度、及び核燃料物質領域の上端と中性子吸収部材の上端の間における圧力損失の関係を図２に示す。特性Ｃは中性子吸収部材の長さによる投入反応度の変化を示している。この投入反応度は、特性Ｄは中性子吸収部材の長さによる核燃料物質領域の上端と中性子吸収部材の上端の間における圧力損失の変化を示している。特性Ｃ，Ｄは核燃料物質領域の上端と中性子吸収部材の上端の間の距離が３００ｍｍであるときの特性である。
【００８７】
中性子吸収部材の長さが２０ｍｍ未満になると、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったとき、炉心に正の反応度が投入される（図２の特性Ｃ参照）。このため、中性子吸収部材の長さは２０ｍｍ以上にする。中性子吸収部材の長さが７００ｍｍを超えた場合には、二相流の流動により発生する、核燃料物質領域と中性子吸収部材の間における圧力損失の増加分が、全炉心の圧力損失の２０％以上になる。このような核燃料物質領域と中性子吸収部材の間における圧力損失の増大が炉心特性に与える影響を無視できなくなる。このため、中性子吸収部材の長さを７００ｍｍ以下にする。
【００８８】
したがって、好ましくは、中性子吸収部材の長さを２０ｍｍ〜７００ｍｍの範囲に設定する。
【００８９】
中性子吸収部材を核燃料物質領域の下方に配置してもよい。中性子吸収部材を核燃料物質領域の下方に配置した場合には、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったとき、核燃料物質領域から下方へ漏洩する中性子をその中性子吸収部材によって吸収することができる。このため、核燃料物質領域の下方に中性子吸収部材を配置することによって、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったとき、核燃料物質領域の下方に漏洩して核燃料物質領域に戻される中性子の量が非常に少なくなる。これによっても、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに、正の反応度が炉心に投入されない。
【００９０】
核燃料物質領域の下方に中性子吸収部材を配置するには、燃料集合体に含まれる各燃料棒の下端部に中性子吸収部材を配置すれば良い。具体的には、燃料棒の被覆管内でその下端部に中性子吸収材（例えば、Ｂ４Ｃ及びＨｆ等）を充填する（例えば、図１７及び図２７等を参照）。ＴＲＵを含む複数の燃料ペレットが、その中性子吸収材充填領域の上方で被覆管内に充填される。燃料棒下端部の、中性子吸収材充填領域が存在する部分での外径は、中性子吸収材充填領域より上方での燃料棒の外径と同じである。中性子吸収材充填領域の長さは、１０ｍｍ〜１５０ｍｍの範囲内にある。核燃料物質領域の下方に漏洩した中性子の、核燃料物質領域に戻る量を最も少なくするためには、中性子吸収材充填領域の上端を核燃料物質領域の下端に接触させることが好ましい。しかしながら、中性子吸収材充填領域の上端と核燃料物質領域の下端を最大５ｍｍ離しても、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときでも、炉心に正の反応度が投入されることを回避できる。核燃料物質領域の下方に配置した中性子吸収材充填領域の上端は核燃料物質領域の下端から下方に離すことによって、中性子吸収材充填領域で中性子が吸収されることによる核燃料物質領域の下端部における出力への悪影響を低減できる。中性子吸収材充填領域は、下方から炉心に挿入される制御棒とは別に設けられる。
【００９１】
ＢＷＲでは、制御棒が、炉心の下方から、炉心に装荷された燃料集合体間に挿入される。このため、核燃料物質領域から下方では、制御棒以外に、中性子吸収材が配置される。核燃料物質領域の下方に中性子吸収部材を配置することは、核燃料物質領域の下方に漏洩した中性子が核燃料物質領域に戻されることを著しく抑制できる。
【００９２】
次に、R.TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL ’07 Boise, USA, September, 2007, P.1725に記載されているＴＲＵ消滅炉の炉心を対象とした発明者らの検討結果について説明する。検討の対象としたＴＲＵ消滅炉の炉心は、例えば、電気出力が１３５０ＭＷで、燃料集合体１体当たり３９７本の燃料棒を有する７２０体の燃料集合体が装荷されているＢＷＲの炉心である。
【００９３】
ＴＲＵを減少させる目的でＴＲＵのリサイクルを繰り返す場合、すなわち、核燃料再処理で得られた、ＴＲＵを含む核燃料物質を有して、燃焼度ゼロの時点で含まれる全ＴＲＵ中に占めるＰｕ−２３９の割合が５％以上４０％未満の範囲内にある燃料集合体の炉心への装荷を、運転サイクルごとに繰り返す場合は、増殖比１の炉心に比べて、高速中性子束による反応率割合が大きいので、核燃料物質領域の上方に配置する中性子吸収部材は、増殖比１近傍の炉心よりも太くしなければならない場合がある。この場合は、当然、燃料棒のプレナム部分の外径は、燃料棒の、プレナムよりも下方の部分での外径よりも細くなる。しかしながら、ＴＲＵ消滅炉の炉心でも、好ましくは、核燃料物質領域と中性子吸収部材との間の距離を２３０ｍｍ〜５００ｍｍの範囲にし、中性子吸収部材の長さを２０ｍｍ〜７００ｍｍの範囲にするとよい。
【００９４】
ＴＲＵ消滅炉の炉心においても、軽水増殖炉と同様に、核燃料物質領域の下方に中性子吸収部材（Ｂ４ＣまたはＨｆ）を配置しても良い。ＴＲＵ消滅炉においても、制御棒は下方より炉心に挿入される。軽水増殖炉と同様に、核燃料物質領域の下方で燃料棒の下端部に中性子吸収部材配置する場合において、中性子吸収部材による必要かつ十分な効果を得るためには、内部に中性子吸収材充填領域が形成された、燃料棒下端部の外径を、中性子吸収材充填領域よりも上方における燃料棒の外径よりも太くすることが望ましい場合がある。しかしながら、燃料集合体の圧力損失を考慮し、中性子吸収材充填領域が形成された、燃料棒下端部では、燃料棒相互間に形成される間隙の幅が１．３ｍｍ以下にならないようにする。
【００９５】
軽水増殖炉と同様に、中性子吸収材充填領域の長さを、１０ｍｍ〜１５０ｍｍの範囲内にする。中性子吸収材充填領域の上端と核燃料物質領域の下端は最大で５ｍｍ離すことも可能である。
【００９６】
発明者らは、仮に何らかの原因で炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける軽水炉の炉心の様々な特性を検討した。まず、核燃料物質領域の軸方向における、軸方向の出力分布及び軸方向のボイド率分布を、図３を用いて説明する。図３において、特性Ｅは、原子炉の定格出力運転時での炉心軸方向の平均出力分布を示している。特性Ｆは、設計基準外事故として最も厳しい複合事象の１つである、定格出力運転時に仮に何らかの原因で炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける炉心軸方向の平均出力分布を示している。特性Ｇは、特性Ｅの出力分布に対応した炉心軸方向での平均ボイド率分布を示している。図３に示された各特性はＴＲＵ消滅炉を対象にして得たものであるが、軽水増殖炉においても図３に示す各特性と同様な傾向を示すそれぞれの特性を得ることができた。
【００９７】
図３に基づけば、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに、炉心軸方向の出力分布が核燃料物質領域の下端側にシフトし、核燃料物質領域の下方に存在する下部反射体領域が、その事故時に発生した余剰中性子のダンプタンクの役割を果たしていることが分る。下部反射体領域は、核燃料物質領域の下方に存在し、核燃料物質領域の下端よりも下方で燃料棒相互間に形成された間隙、及び下部タイプレート内の、下部タイプレートの燃料保持部よりも下方の冷却水が存在する領域である。
【００９８】
全制御棒が核燃料物質領域から全引き抜きされた状態、すなわち、核燃料物質領域の下方でこの領域の下端付近に制御棒の中性子吸収材充填領域の上端が配置された状態で下部ブランケット領域を有しない核燃料物質領域において、仮に何らかの原因で炉心全体が１００％ボイドの状態になったときの炉心軸方向の熱中性子束分布が、図４において特性Ｈで表される。図４の特性Ｊは、燃料棒内で、核分裂物質領域より下方の部分に中性子吸収材を配置し、中性子吸収材を充填した部分での燃料棒の外径が中性子吸収材を充填した部分より上方での燃料棒の外径と同じである場合での炉心軸方向の熱中性子束分布を示している。図４の特性Ｋは、燃料棒内で、核分裂物質領域より下方の部分に中性子吸収材を配置し、中性子吸収材を充填した部分での燃料棒の外径が中性子吸収材を充填した部分より上方での燃料棒の外径よりも大きい場合での炉心軸方向の熱中性子束分布を示している。特性Ｊ及びＫは、いずれも、特性Ｈが得られた制御棒の引抜き状態及び核燃料物質領域で、仮に何らかの原因で炉心全体が１００％ボイドの状態になったときの炉心軸方向の熱中性子束分布を表している。特性Ｊ及びＫの熱中性子束分布が特性Ｈのそれよりも著しく低下しているので、核燃料物質領域の下方に中性子吸収材を配置することにより、仮に何らかの原因で炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにも、核燃料物質領域よりも下方に存在する下部反射体領域が中性子のダンプタンクの役割を果たしている。このため、余剰反応度の発生を未然に防ぐことができる。
【００９９】
燃料集合体格子の横断面積に対する、核燃料物質領域の下方での中性子吸収材充填領域の横断面積の割合と、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに炉心に投入される反応度との関係を、図５に示す。その割合が３５％以上になると、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときでも炉心に正の反応度が投入されなくなる。このため、核燃料再処理で得られた、ＴＲＵを含む核燃料物質を有し、且つ燃焼度ゼロの時点で含まれる全ＴＲＵ中に占めるＰｕ−２３９の割合が５％以上４０％未満の範囲内にある燃料集合体が装荷された軽水炉の炉心において、安全余裕を向上させることができる。
【０１００】
炉心内に存在して超ウラン核種を含む核燃料物質を有する核燃料物質領域であって高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にある核燃料物質領域の上方に、中性子吸収部材を配置したことによって、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。ＴＲＵの多重リサイクルも継続することができる。好ましくは、炉心軸方向における核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離を２３０ｍｍ〜５００ｍｍの範囲にし、中性子吸収部材の長さを２０ｍｍ〜７００ｍｍの範囲にすることが望ましい。
【０１０１】
核燃料物質領域の上方に中性子吸収部材を配置し、さらに、核燃料物質領域の下方に、中性子吸収材充填領域を配置することによって、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったとき、炉心に投入される反応度をさらに負にすることができる。
【０１０２】
軽水増殖炉及びＴＲＵ消滅炉も、チャンネルボックス内の単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレット（燃料棒内に充填）の横断面積の割合が５５％を超えると燃料棒相互間の感激が１ｍｍ未満になるので、燃料集合体の組み立てが極めて困難になる。このため、単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合は、５５％以下にする必要がある。その面積割合が３０％未満になると、燃料棒が細くなりすぎて横断面での核燃料物質の量が少なくなるので、燃料棒の長さを長くする必要があり、ボイド係数が正になる。したがって、その面積割合は３０％以上にしなければならない。
【０１０３】
さらに、発明者らは、核燃料物質領域の上方に、燃料集合体格子当たりどの程度の中性子吸収部材を配置すればよいか検討した。中性子吸収部材は、核燃料物質領域と上部燃料支持部材（例えば、上部タイプレート）の間で、燃料棒内に形成されたプレナム部に隣接して配置される。仮に何らかの原因で炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに、炉心に正の反応度が投入されないようにするためには、核燃料物質領域の上方に配置された全中性子吸収部材の横断面積の合計を、燃料集合体格子の横断面積の１０％以上にする必要がある。燃料集合体格子は、炉心内に配置されたある１つの燃料集合体を、隣り合う燃料集合体間に形成される間隙（ＢＷＲでは水ギャップ）の１／２の幅で取り囲んだ環状領域、及びその１つの燃料集合体の横断面を含む領域である。燃料集合体格子の横断面積は、その環状領域の横断面積と燃料集合体の横断面積を合計した値となる。
【０１０４】
軽水炉の運転中において、隣り合う燃料棒のそれぞれのプレナム部とプレナム部間に配置された中性子吸収部材の間を所定流量の二相流を流す必要があるため、全中性子吸収部材の横断面積の合計を、燃料集合体格子の横断面積の５０％以下にしなければならない。
【０１０５】
以上の検討結果に基づいて、全中性子吸収部材の横断面積の合計を、燃料集合体格子の横断面積の１０〜５０％の範囲内に設定することが好ましい。
【０１０６】
核燃料物質領域の下方でも、制御棒の横断面積を除いて、燃料集合体内に形成された全中性子吸収材充填領域の横断面積の合計を、燃料集合体格子の横断面積の１０〜５０％の範囲内に設定することが好ましい。
【０１０７】
（１）の構成に（２）の構成を加えることも可能である。すなわち、炉心内に存在して超ウラン核種を含む核燃料物質を有する核燃料物質領域であって高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にある核燃料物質領域の上方に、中性子吸収部材を配置し、核燃料物質領域の上方に形成された長さが４００ｍｍ〜２５００ｍｍの範囲内に存在するプレナムの外径を、３ｍｍ以上で核燃料物質領域での燃料棒の外径よりも小さくする。これにより、仮に炉心が１００％ボイドの状態になっても核燃料物質領域に正の反応度が投入されることを避けることができ、燃料棒の健全性が増大する。プレナムの外径を、３ｍｍ以上で核燃料物質領域での燃料棒の外径よりも小さくなるので、隣接する燃料棒のプレナム相互間に配置される中性子吸収部材の量（例えば、中性子吸収部材の厚み）を増加することができる。これにより、仮に炉心が１００％ボイドの状態になったとき、核燃料物質領域に投入される反応度をさらに負にすることができる。
【０１０８】
クラスター制御棒が、炉心に装荷された燃料集合体内に設けられた複数のガイドチューブ内に炉心の上方から挿入される加圧水型原子炉（ＰＷＲ）、及び制御棒が上方より炉心に挿入される高速増殖炉（ＦＢＲ）においても、炉心内にＴＲＵを含む核燃料物質領域を形成し、核燃料物質領域の上方及び下方に中性子吸収部材を配置してもよい。
【０１０９】
前述した（２）の構成について説明する。
【０１１０】
軽水炉の炉心、例えば、ＢＷＲの炉心に装荷された燃料集合体に含まれた燃料棒は、内部に、ＴＲＵを含む複数の燃料ペレットを収納している。この燃料ペレットからの揮発性核分裂生成物の放出率が酸化ウランペレットの場合より高くなった場合においても、燃料棒の健全性を確保しつつ、ＢＷＲの安全ポテンシャルを十分保ちながらＴＲＵのリサイクルを続けるためには、燃料棒内に形成されたプレナムの容積を増加させ、かつボイド係数を所定の範囲に保つ必要がある。また、実用化される商用炉では、燃料経済性の観点から揮発性核分裂生成物の発生量が増大する燃料集合体の高燃焼度化が求められるので、燃料棒内のプレナムの容積を増加しなければならない。
【０１１１】
燃料棒の上部に設けたプレナムの容積を大きくした場合には、ＢＷＲ固有の安全機能である自己制御機能が阻害される。プレナムの容積が大きくなると、何らかの原因で第１設計基準外事故が生じた場合において、その自己制御機能が阻害される。
【０１１２】
何らかの原因で第１設計基準外事故、すなわち、炉心に冷却材を供給する冷却材供給ポンプ（再循環系ポンプまたはインターナルポンプ）が全数停止し、その際、全制御棒が作動しない事故が同時に起こる複合事象が発生した場合でも、ＢＷＲの炉心の安全余裕を向上させる必要がある。
【０１１３】
発明者らは、（１）の構成を用いないでも、第１設計基準外事故が発生したときに、軽水炉の炉心の安全余裕を向上できる安全余裕の向上策を検討した。この検討の対象に用いた軽水炉の炉心は、高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にあって核燃料再処理で得られたＴＲＵを含む核燃料物質領域を有しているＢＷＲの炉心である。第１設計基準外事故が発生した場合には、非常用炉心冷却系の高圧炉心注水系が作動できるようになっている。
【０１１４】
発明者らの検討の結果、燃料棒内のプレナムの容積を増加した場合でも、燃料棒のプレナム部の外径を、燃料棒の、プレナム部の下方の核燃料物質充填領域での外径よりも小さくすることによって、第１設計基準外事故が発生した場合に炉心に投入される反応度が小さくなるという新たな知見を見出した。この新たな知見に基づいて、発明者らは、核燃料物質領域の上方に形成された長さが４００ｍｍ〜２５００ｍｍの範囲内に存在するプレナムの外径を、３ｍｍ以上で核燃料物質領域での燃料棒の外径よりも小さくすればよいとの結論に達した。
【０１１５】
このように（２）の構成を適用することによって、第１設計基準外の複合事象が発生した場合でも、プレナムを画定する構造部材に反射されて核燃料物質充填領域に戻される、漏洩中性子の量が減少し、プレナムの容積の増大によって燃料棒の健全性が増大する。したがって、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【０１１６】
以上に述べた検討結果を詳細に説明する。発明者らは、核燃料再処理で得られたＴＲＵを含む核燃料物質領域を有する軽水炉の炉心を対象に検討を行った。この炉心の核分裂性Ｐｕの増倍比が１．０１である。
【０１１７】
図６は、その検討によって得られた結果を示しており、プレナム長さに対する投入反応度の変化を示している。この投入反応度は、炉心全体がボイド状態になったときの投入反応度である。
【０１１８】
水素の散乱断面積は、５００ｋｅＶ以下のエネルギー領域では比較的大きいが、１Ｍｅｖに近づくに従って急激に減少するため、１ＭｅＶ以上の高速中性子が核燃料物質領域から反射体領域にディープ・ペネトレーションで貫いて往く。一方、燃料集合体を通過する二相流を構成する水素原子の質量は中性子とほぼ同じであるため、中性子が、水素原子との一度の衝突によって、エネルギーを大きく失う。このため、核燃料物質領域の上方に存在する上部反射体が水及びこの蒸気を含む二相流だけで構成される場合、核燃料物質領域からひとたび上部反射体に漏洩した高速中性子が、再び、核燃料物質領域に戻る確率は小さい。しかし、燃料棒内のプレナムを画定している構成部材（例えば、ジルカロイ製のチューブ）が上部反射体領域に存在する場合には、ジルカロイ製のチューブのジルコニウム原子の質量は中性子質量に比べて大きく、中性子が、ジルコニウム原子との一度の衝突によって失うエネルギーは極めて小さい。このため、中性子がジルコニウム原子と何度か衝突を繰り返す間に、核燃料物質領域に再び戻る中性子も出てくる。
【０１１９】
図６において、特性Ｌは、燃料棒内に形成されるプレナムの部分の外径が、燃料棒の、プレナム部より下方の核燃料物質充填領域の部分の外径と同じ場合における、プレナム長さに対する投入反応度の変化を示している。特性Ｍは、燃料棒内に形成されるプレナムの部分の外径が、燃料棒の、プレナム部より下方の核燃料物質充填領域の部分の外径よりも小さい場合における、プレナム長さに対する投入反応度の変化を示している。具体的には、プレナム部の横断面積が、燃料棒の核燃料物質充填領域の部分の横断面積の半分である。
【０１２０】
何らかの原因で炉心に冷却材を供給する冷却材供給ポンプの全数が停止し、さらに全制御棒が作動しない複合事象（第１設計基準外事故）が発生することにより、出力が上昇して燃料棒内の燃料ペレットの温度が上昇し、揮発性核分裂生成物の燃料ペレットからの放出率が増加する。さらに、燃料棒の被覆管の内圧が上昇し、被覆管と燃料ペレットの間の間隙が広くなって燃料ペレットから被覆管への熱伝達率が低下し、燃料ペレットの温度がさらに上昇する。上記の複合事象の発生は、そのような正のフィードバック状態を引き起こす。しかしながら、プレナム長さを長くしてプレナム容量を増加させることにより、そのような正のフィードバック状態の発生を防ぐことができ、燃料棒の健全性を向上できる。
【０１２１】
図６の特性Ｍで示すように、燃料棒内に形成されるプレナムの部分の外径が、燃料棒の、プレナム部より下方の核燃料物質充填領域の部分の外径よりも小さい場合には、炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに、核燃料物質領域に投入される反応度が１ドル以下になる。このため、燃料棒内の、プレナムの部分の外径が、燃料棒の、核燃料物質充填領域の部分の外径よりも小さい場合には、第１設計基準外事故の複合事象が発生しても、高圧炉心注水系の作動により、炉心に注水される冷却水の流量で燃料棒が冷却可能な出力まで、出力が自動的に低下してＢＷＲの安全性が保たれる。したがって、プレナムの部分の外径が、核燃料物質充填領域の部分の外径よりも小さくなることによって、ＢＷＲの炉心の安全余裕を向上させることができる。
【０１２２】
燃料棒において、プレナムの部分の外径が核燃料物質充填領域の部分の外径と同じである場合にはプレナムの長さを２００ｍｍ程度、プレナム部より下方の核燃料物質充填領域の部分の外径よりも小さくする場合にはプレナムの長さを２００〜３００ｍｍ程度にすることによって、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときでも、正の反応度の投入を避けることができる。
【０１２３】
前述した（３）の構成について説明する。
【０１２４】
核燃料再処理で得られたＴＲＵを多重リサイクルすることが提案されている（特開２００８−２１５８１８号公報及びR.TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL ’07 Boise, USA, September, 2007, P.1725参照）。ＴＲＵの多重リサイクルを実現するためには、様々な軽水炉（ＢＷＲ及びＰＷＲ）から発生した使用済核燃料から回収した核燃料物質を使用する必要がある。
【０１２５】
軽水炉でもＢＷＲとＰＷＲでは、炉心内に存在する核燃料物質に含まれた核分裂性物質が燃焼するときの中性子エネルギースペクトルが異なる。また、発生した使用済燃料集合体が、炉心から取り出されて間もない使用済燃料集合体、及び燃料貯蔵プール内で長期間に亘ってわたり貯蔵された使用済燃料集合体と様々なものがある。燃料貯蔵プール内に貯蔵された使用済燃料集合体に含まれた使用済核燃料も、使用済燃料集合体の貯蔵期間の違いにより、同位元素の核崩壊も異なっており、含まれるＴＲＵの組成が異なっている。
【０１２６】
このような様々な使用済核燃料から、核燃料再処理によって回収されたＴＲＵを含む核燃料物質を用いて製造された新たな複数の燃料集合体を、一つの軽水炉の炉心に装荷しなければならない。回収された、ＴＲＵを含む核燃料物質でのＴＲＵの組成が異なることに起因し、製造されて炉心に装荷された燃料集合体ごとの出力のばらつきが大きくなり、炉心の熱的余裕が小さくなる恐れがある。このため、軽水炉の炉心の熱的余裕を増大させることが望まれている。
【０１２７】
発明者らは、熱的余裕が増大する軽水炉の炉心を実現するために、種々の検討を行った。この検討の結果、発明者らは、核燃料物質領域に形成された下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性Ｐｕの割合を、核燃料物質領域に形成された上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性Ｐｕの割合よりも大きくすることによって、軽水炉の経済性を損なうことなく軽水炉の炉心の熱的余裕を増大できることを見出した。（３）の構成によって、燃料棒線出力密度、燃料棒中心温度及びＭＣＰＲ等の熱的余裕を増大させることができる。さらに、ＴＲＵの多重リサイクルも実現できる。
【０１２８】
（３）の構成は、核燃料物質領域の下端から核燃料物質領域の上端に向かって下部ブランケット領域、下部燃料領域、内部ブランケット領域、上部燃料領域及び上部ブランケット領域が順に形成されたパッフェ炉心によって実現できる。
【０１２９】
このような熱的余裕の増大には、炉心内の核燃料物質領域の高さを高くする、すなわち、燃料棒の軸方向の全長を長くすることが望ましい。ＢＷＲは、炉心内で、核燃料物質領域の下端から核燃料物質領域の上端に向うに従って，中性子減速材である冷却水の密度が低下する。このため、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富化度を下げて上部燃料領域の高さを高くし、上部燃料領域よりも冷却水の密度が高い下部燃料領域における全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富化度を上げて中性子の利用率を良くする。炉心の増殖比及びボイド係数は悪化しない。
【０１３０】
下部燃料領域における全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富化度の増大は、下部燃料領域の高さを低減することになる。しかしながら、上部燃料領域の高さの増加幅が下部燃料領域の高さの減少幅よりも大きいので、結果として、核燃料物質領域の高さが増加する。
【０１３１】
核燃料物質領域に形成された下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性Ｐｕの割合を、核燃料物質領域に形成された上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性Ｐｕの割合よりも大きくした、熱的余裕が増大した軽水炉の炉心は、もし、何らかの原因で第１設計外事故が発生したとしても、非常用炉心冷却系の高圧炉心注水系から供給が可能な冷却材の容量によって炉心内の燃料集合体を冷却できる出力まで自動的に出力を低下させることができる。さらに、そのような軽水炉の炉心は、仮に何らかの原因で仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になった場合でも、正の反応度が投入されることがない。
【０１３２】
（３）の構成を有する軽水炉の炉心は、熱的余裕が増大するので、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【０１３３】
発明者らは、（３）の構成を実現する具体的な構成として、以下に述べる（Ｉ）の構成と（II）の構成を考え出した。（Ｉ）の構成は、核燃料物質領域の下部燃料領域の高さと上部燃料領域の高さの和を３５０ｍｍ以上６００ｍｍ以下の範囲内にし、及び上部燃料領域の高さを下部燃料領域の高さの１．１〜２．１倍の範囲内にする。（II）の構成は、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富化度、及び上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富化度の平均が１４〜２２％の範囲内にし、及び下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富化度を上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富化度の１．０５〜１．６倍の範囲内にする。（Ｉ）及び（II）のいずれの構成によっても、軽水炉の経済性を損なうことなく熱的余裕をさらに増大させることができる。
【０１３４】
以上に述べた検討結果を詳細に説明する。
【０１３５】
上記の検討は、軽水増殖炉の炉心、例えば、電気出力が１３５０ＭＷで、炉心に装荷されている７２０体の燃料集合体及び燃料集合体当たり２７１本の燃料棒を有する増殖比１．０１のＢＷＲ炉心を対象にして行った。
【０１３６】
軽水増殖炉では、臨界性の制約条件である実効中性子増倍率１の下で、増殖比、熱的余裕及び安全上の重要な指標の一つである負のボイド係数をバランスよく満足させることが重要である。
【０１３７】
上記の検討対象のＢＷＲの炉心について行った発明者らの検討の結果、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度を下げ、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度を高くすることにより、上記したように、増殖比及びボイド係数を悪化させることなく炉心の熱的余裕を増大させることができることが分かった。
【０１３８】
一般的には、核分裂性Ｐｕ富加度を上昇させた場合には、核分裂性物質が存在する燃料領域の中性子スペクトルが高エネルギー側にシフトし、ＴＲＵが核分裂したときに発生する中性子数が増加するとともに親物質のＵ−２３８等の高速核分裂が増加する。このため、燃料領域からブランケット領域に漏洩する中性子数が増加して増殖比の増加に寄与する。しかし、炉心を臨界に保つのに必要な燃料領域の高さが減少するので、燃料棒の全長が短くなり、熱的余裕が減少する。一方、炉心の負のボイド係数の絶対値が大きくなり、安全余裕は増大する。
【０１３９】
しかしながら、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度を下げ、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度を高くした場合には、前述したように、核燃料物質領域の高さを高くすることができる。このため、炉心の熱的余裕が増大する。
【０１４０】
発明者らは、下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性Ｐｕの割合を、核燃料物質領域に形成された上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性Ｐｕの割合よりも大きくする炉心について検討した。図７は、この検討結果の１つを示している。
【０１４１】
軽水増殖炉の平衡炉心に装荷する新燃料集合体において、下部燃料領域の核分裂性Ｐｕの富加度に対する上部燃料領域の核分裂性Ｐｕの富加度の比（以下、単に、核分裂性Ｐｕの富加度の比という）を変えたときにおける、上部燃料領域、下部燃料領域及び核燃料物質領域のそれぞれの高さの変化について調べた。図７は、核分裂性Ｐｕの富加度の比と各領域の高さの関係を示している。特性Ｐは、核分裂性Ｐｕの富加度の比による上部燃料領域の高さの変化を示している。特性Ｑは、核分裂性Ｐｕの富加度の比による下部燃料領域の高さの変化を示している。特性Ｒは、核分裂性Ｐｕの富加度の比による核燃料物質領域の高さの変化を示している。
【０１４２】
炉心の臨界性、及び炉心軸方向における出力分布の平坦化等を考慮すると、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度が１７％、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度が１９％のとき、上部燃料領域の高さが下部燃料領域の高さの約１．１倍になる。上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度が１４％、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度が２２％のとき、上部燃料領域の高さが下部燃料領域の高さの約２．１倍になる。図１１に示された各特性は、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度と下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度の平均が１８％の場合の評価結果である。これらの富加度の平均を１６％から２０％の間で変化させても、核分裂性Ｐｕの富加度の比に対する上部燃料領域の高さ及び下部燃料領域の高さが、その富化どの平均が１８％の場合と同様に変化した。
【０１４３】
軽水増殖炉の平衡炉心に装荷する新燃料集合体において、核分裂性Ｐｕの富加度の比を変えたときにおける、ボイド係数、及び仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおいて炉心に投入される反応度の変化について検討した。この検討の結果得られた図８は、核分裂性Ｐｕの富加度の比とボイド係数、及び炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける投入反応度の関係を示している。特性Ｓは、核分裂性Ｐｕの富加度の比によるボイド係数の変化を示している。特性Ｔは、核分裂性Ｐｕの富加度の比によるその投入反応度の変化を示している。
【０１４４】
ＢＷＲでは、炉心軸方向において、中性子の減速機能を担う水素原子の密度分布を有するので、水素原子密度の高い下部燃料領域における核分裂性Ｐｕの富加度は、水素原子密度の低い上部燃料領域におけるその富加度よりも高くすることが望ましい。核分裂性Ｐｕの富加度を２２％よりも高くし過ぎると、共鳴エネルギー領域での各種のＴＲＵの自己遮蔽効果により、核分裂性Ｐｕの富加度の増大効果が薄れてしまう。このため、炉心を臨界に保つのに必要な核分裂性Ｐｕの量がいたずらに増大し、ＢＷＲの経済性が損なわれる。また、核分裂性Ｐｕ富加度を１４％よりも低くし過ぎると、中性子エネルギースペクトルが低エネルギー側に移行して増殖比が低下するとともに、ボイド係数の悪化が１０％を越え、ＢＷＲの経済性及び安全性を損なう恐れがある。
【０１４５】
しかしながら、図８の特性Ｔで表されるように、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度が下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度の１．０５（１９／１６）倍よりも小さくなると、炉心全体が１００％ボイドの状態になったと仮定したときの投入反応度が１ドル（約０．３４％ΔＫ）を超えて即発臨界領域に入る。即発臨界領域に入ることは避けなければならない。このため、万が一、第１設計基準外事故が発生して高圧炉心注水系が作動する場合に対応して、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度を、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度の１．０５倍以下にしなければならない。上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度が、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度の１．６（２２／１４）倍を超えた場合には、負のボイド係数の絶対値が小さくなり、異常な過渡変化や事故の種類によっては安全基準を満たすのが困難な場合が生じる可能性がある。このため、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度を、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度の１．６倍以下にする。
【０１４６】
図８に示す特性Ｔに基づけば、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度を、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度の１．２５（２０／１６）倍以上にすることによって、仮に何らかの原因で炉心全体が１００％ボイドの状態になったとしても、炉心に正の反応度が入ることを避けることができる。
【０１４７】
このため、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度を、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度の１．０５〜１．６の範囲内にすることによって、炉心の熱的余裕を増大させることができる。結果として、炉心の経済性を損なうことなく、炉心の安全余裕を向上することができる。好ましくは、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度を、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度の１．２５〜１．６の範囲内にすることが望ましい。以上は平衡炉心についての検討結果を示したが、初装荷炉心、及び平衡炉心に至る移行炉心についても、同様のことが言える。
【０１４８】
前述した（４）の構成について説明する。
【０１４９】
軽水炉から大量に発生する使用済燃料集合体に含まれる使用済核燃料は、核燃料再処理を行ってＴＲＵをリサイクルする方法、及び使用済燃料集合体を直接地層処分する方法のいずれかで対応することが考えられている。しかしながら、使用済燃料集合体の地層処分地がなかなか決まらないので、使用済燃料集合体の中間貯蔵の道も考えられている。一方、軽水炉の運転によって新たに生成されるＴＲＵが超寿命放射性廃棄物になることへの危惧が、軽水炉増設の妨げになることが懸念されている。そこで、軽水炉の普及のための当面の対策として、発明者らは、現在運転中のＢＷＲを用いてＴＲＵを核分裂させ、使用済燃料集合体数を大幅に削減することを検討した。
【０１５０】
現在運転中の軽水炉でＴＲＵをリサイクルした例としては、いわゆるＰｕサーマル利用といわれるＴＲＵのうちＰｕだけを、しかも一度だけリサイクルすることがヨーロッパ等で実施されている。しかしながら、ＴＲＵのリサイクルを繰り返して継続する場合には、安全上の制約条件を守れなくなるので、安全上の制約条件を守りつつ、ＴＲＵの多重リサイクルを繰り返し、使用済燃料集合体の体数を大幅に減らすことが必要である。
【０１５１】
発明者らは、使用済燃料集合体の体数を減らすことができる対策を検討した。この結果、発明者らは、超ウラン核種を含み、超ウラン核種のリサイクルの回数が異なっている複数の燃料集合体が装荷され、これらの燃料集合体のうち、リサイクルの回数が最も少ない超ウラン核種を含む複数の燃料集合体を炉心の中央部に配置し、この中央部と炉心最外層領域の間において、リサイクル回数の多い超ウラン核種を含む燃料集合体ほど、炉心最外層領域側に配置する（（４）の構成）ことによって、使用済燃料集合体の体数を低減できることを見出した。
【０１５２】
（４）の炉心構成は、例えば、以下のようにして実現できる。すなわち、リサイクル回数の異なるＴＲＵが別々の燃料集合体に含まれ、これらの燃料集合体が一つの軽水炉の炉心に装荷される。燃焼度がゼロのときに同じリサイクル回数のＴＲＵが富化されて炉心滞在期間が異なる各燃料集合体は、炉心内で、互いに隣接して装荷される。リサイクルの回数が最も少ない超ウラン核種を含む複数の燃料集合体を炉心の中央部に配置し、この中央部と炉心最外層領域の間において、リサイクル回数の多い超ウラン核種を含む燃料集合体ほど、炉心最外層領域側に配置する。
【０１５３】
リサイクル回数の異なるＴＲＵは、混ぜ合わせることなく、別々に異なる燃料集合体に装荷する必要がある。低濃縮ウラン及びＴＲＵを核燃料として用いる軽水炉で発生した使用済核燃料を再処理して得られるＴＲＵをウランに富加して多重リサイクルする際に、同じリサイクル数のＴＲＵを含む燃料集合体ごとに、同じリサイクル数のＴＲＵを含み炉心滞在年数の異なるすべての燃料集合体の無限実効増倍率の平均値がほぼ同じ値になるように新燃料集合体のＴＲＵ装荷量を定めるとよい。
【０１５４】
リサイクル数の多いＴＲＵほど、ＴＲＵ中のＰｕ−２３９の割合が小さくなる。したがって、（４）の構成は、ＴＲＵを多重リサイクルした場合において、ＴＲＵ中のＰｕ−２３９の割合が最も高い核燃料物質を含む複数の燃料集合体を炉心の中央部に配置し、この中央部と炉心最外層領域の間において、ＴＲＵ中のＰｕ−２３９の割合が小さい核燃料物質を含む燃料集合体ほど、炉心最外層領域側に配置することと同じである。
【０１５５】
（４）の構成の採用によって、核燃料再処理によって得られたＴＲＵを含む核燃料物質を利用するリサイクル型軽水炉の安全性向上、熱的余裕の増大、及び使用済燃料集合体の体数の削減を目指すことができる。
【０１５６】
以上に述べた検討を詳細に説明する。この検討は、現在運転中のＡＢＷＲの炉心を対象に行なった。対象にしたＡＢＷＲの炉心は、例えば、電気出力が１３５０ＭＷで、炉心に装荷されている８７２体の燃料集合体及び燃料集合体当たり７４本の燃料棒を有する平均濃縮度４．８％の低濃縮ウランを使った炉心である。
【０１５７】
低濃縮ウランを核燃料物質として用いた燃料集合体が、例えば、ＡＢＷＲの炉心に装荷される。このＡＢＷＲで発生した使用済燃料集合体内の使用済核燃料を再処理して回収されたＰｕだけを劣化ウラン、天然ウランまたは減損ウラン等に富加して得られた核燃料物質を用いて製造された新燃料集合体を装荷した、例えば、ＢＷＲの炉心を、一般にＰｕサーマル炉心と称している。Ｐｕサーマル炉のうち、低濃縮ウランを含む燃料集合体が全く装荷されていなく、装荷された全ての燃料集合体が核燃料再処理で回収されたＰｕを含む核燃料物質を有する燃料集合体である炉心を、Ｆｕｌｌ ＭＯＸ炉心と称する。
【０１５８】
Ｐｕだけではなく核燃料再処理で回収された全ＴＲＵを含む核燃料物質を有する燃料集合体を装荷する軽水炉の炉心において、リサイクル回数が一回のＴＲＵを含む燃料集合体のみが装荷された炉心をＴＲＵ第一世代リサイクル炉心と呼ぶ。このＴＲＵ第一世代リサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体に含まれた使用済核燃料を再処理して得られたリサイクル回数２回のＴＲＵを含む燃料集合体が装荷された炉心を、ＴＲＵ第二世代リサイクル炉心と呼ぶ。このＴＲＵ第二世代リサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体に含まれた使用済核燃料を再処理して得られたリサイクル回数３回のＴＲＵを含む燃料集合体が装荷された炉心を、ＴＲＵ第三世代リサイクル炉心と呼ぶ。このように、リサイクル数が多くなったＴＲＵを含む燃料集合体が装荷されるほど、炉心の世代数も増加する。
【０１５９】
このように、ＴＲＵのリサイクル数を重ねていくと、ＴＲＵ中の偶数核の核種の割合が増加して、負のボイド係数の絶対値が小さくなる。このため、炉心の安全余裕がなくなって、ＴＲＵの多重リサイクルが継続できなくなる。W.S.Yang et al., A Metal Fuel Core Concept for 1000MWt Advanced Burner Reactor GLOBAL' 07 Boise, USA, September, 2007, P.52によると、ＦＢＲにおいて、上記のリサイクル方式よりもＴＲＵのリサイクル世代を長くできる方式が検討されている。Ａｄｖａｎｃｅｄ Ｂｕｒｎｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ（ＡＢＲ）は、ＴＲＵ第一世代リサイクルにおいて、軽水炉の使用済燃料を再処理して得られたＴＲＵを含む劣化ウランを核燃料物質として使用する。ＴＲＵ第二世代リサイクルにおいて、ＴＲＵ第一世代リサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体に含まれる使用済核燃料を再処理して得られたＴＲＵを、全量、燃料集合体に充填してリサイクルするとともに、ＴＲＵ第一世代リサイクル炉心での燃焼により減少したＴＲＵの不足分を、軽水炉の使用済核燃料を再処理して得られたＴＲＵによって補うことが試行されている。
【０１６０】
このように、軽水炉とＡＢＲを並行に運転し続ける限りにおいては、軽水炉で発生した使用済核燃料からのＴＲＵを、軽水炉の炉心及び燃料サイクル施設に収容し続けることになる。このため、当面において、ＴＲＵの原子炉外での貯蔵を避けることができる。このＡＢＲの考え方をＡＢＷＲで試行したところ、Ｆｕｌｌ ＭＯＸの多重リサイクル炉心よりもＴＲＵの多重リサイクルを長く継続することができた。しかしながら、ＴＲＵの多重リサイクルはＴＲＵ第四世代リサイクル炉心までが限界であるが、ＴＲＵのリサイクルを行わない場合に比べて、発生する使用済燃料集合体の体数が、十分の一程度に削減される。（４）の構成を適用することにより、ＴＲＵ第八世代リサイクル炉心までＴＲＵの多重リサイクルを継続した場合には、発生する使用済燃料集合体の体数が、ＴＲＵのリサイクルを行わない場合に発生するその体数の１％未満まで低減することができる。
【０１６１】
通常のＦｕｌｌ ＭＯＸのＴＲＵ多重リサイクル炉心を対象にした発明者らの検討の結果、ＴＲＵをリサイクルし続けたときにボイド係数が正側に移行する原因として、（Ｉ）ＴＲＵ中の偶数核の割合が増加する、及び（II）炉心内のボイド率が上昇するにつれて、半径方向の出力分布が炉心中心部で高く、周辺部で低くなる方向に移行する、ことの２つあることが分った。
【０１６２】
図９において、特性Ｖが、ＢＷＲの定格出力運転時における炉心半径方向出力分布を示しており、特性Ｘが、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける炉心半径方向の出力分布を示している。ＴＲＵリサイクル炉のリサイクル世代が進むにつれて、冷却材のボイド率が増加したときの燃料集合体の無限中性子増倍率の上昇割合が増加する。この現象を利用して、超ウラン核種を含み、超ウラン核種のリサイクルの回数が異なっている複数の燃料集合体が装荷され、これらの燃料集合体のうち、リサイクルの回数が最も少ない超ウラン核種を含む複数の燃料集合体を炉心の中央部に配置し、この中央部と炉心最外層領域の間において、リサイクル回数の多い超ウラン核種を含む燃料集合体ほど、炉心最外層領域側に配置することにより、炉心中心部への半径方向の出力分布のシフトを緩和することが可能になった。これにより、安全基準を満たしつつＴＲＵの多重リサイクルが可能になり、且つ発生する使用済燃料集合体の体数を低減することができる。
【０１６３】
炉心中心部への出力分布シフトの緩和について、具体的に説明する。仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに核燃料物質領域に大きな正の反応度が投入される主要な原因の一つは、ＢＷＲの定格出力におけるボイド分布の状態から、炉心全体が１００％ボイド率の状態に移行した時に半径方向の出力分布が中性子インポータンスの高い炉心中央部にシフトすることあることを、発明者らが見出した。ＴＲＵの多重リサイクルを行うとき、ＴＲＵのリサイクル回数が増えるにしたがって全ＴＲＵ中のＰｕ−２３９の割合が順次減少し、ボイド率が増加したときにＴＲＵを含む燃料集合体の無限中性子増倍率の増加量が大きくなる。そこで、炉心の中央部にリサイクル回数が少ないＴＲＵを含む燃料集合体を装荷し、炉心の周辺部にリサイクル回数が多いＴＲＵを含む燃料集合体を装荷することによって、定格出力運転時のボイド分布の状態から、炉心全体が１００％ボイド率の状態への移行時に生じる半径方向の出力分布の炉心中央部へのシフトを緩和することができる。このため、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときでも、正の反応度が投入されない炉心が実現できる。なお、炉心の半径方向における出力分布の平坦化は、リサイクル回数が異なるＴＲＵを含む燃料集合体の間で、装荷する体数の割合を調整することによって行われる。
【０１６４】
（４）の構成を適用した軽水炉の炉心の例で、運転サイクル開始時における状態を図１０に示す。この軽水炉の炉心には、リサイクル回数が一回のＴＲＵを含む複数の燃料集合体Ａからリサイクル回数が八回のＴＲＵを含む複数の燃料集合体までの、リサイクル数が一回から八回までの各回数のＴＲＵを別々に含んでいる燃料集合体Ａ〜Ｈが装荷されている。図１０において、アルファベットのＡ，Ｂ，Ｃ，Ｄ，Ｅ，Ｆ，Ｇ及びＨは、ＴＲＵのリサイクル回数を示している。図１０において、アルファベットの後に付された数字１，２，３，４，５は、該当する燃料集合体の、炉心内に滞在する期間（運転サイクル数）を示している。例えば、燃料集合体Ｂ３は、リサイクル回数が二回のＴＲＵを含み、炉心に装荷されてから３つ目の運転サイクルでの運転を経験しつつある燃料集合体である。数字の「５」は、５つ目の運転サイクルを経験しつつある燃料集合体である。
【０１６５】
燃料集合体Ａ〜Ｃ、及び燃料集合体Ｄの一部は、炉心に装荷されてから４つ目の運転サイクルの運転が終了した後、使用済燃料集合体として、原子炉から外部に取り出される。燃料集合体Ｄの残り、及び燃料集合体Ｆ〜Ｈは、炉心に装荷されてから５つ目の運転サイクルでの運転が終了するまで、炉心内に滞在する。
【０１６６】
平衡炉心においては、炉心から使用済燃料集合体として取り出された燃料集合体Ａ４に含まれる使用済核燃料を再処理して回収されたＴＲＵの全量が、新たに製造された複数の燃料集合体Ｂ１に分散して充填される。炉心から使用済燃料集合体として取り出された燃料集合体Ｂ４に含まれる使用済核燃料を再処理して回収されたＴＲＵの全量が、新たに製造された複数の燃料集合体Ｃ１に分散して充填される。同様に、炉心から取り出された燃料集合体Ｃ４に含まれる使用済核燃料から回収されたＴＲＵの全量が複数の新燃料集合体Ｄ１に分散して充填され、炉心から取り出された燃料集合体Ｅ５に含まれる使用済核燃料から回収されたＴＲＵの全量が複数の新燃料集合体Ｆ１に分散して充填される。燃料集合体Ｇ５に含まれる使用済核燃料から回収されたＴＲＵ全量が、複数の新燃料集合体Ｈ１に分散して充填され、最終的に燃料集合体Ｈ５のみが使用済燃料集合体として残される。
【０１６７】
燃料集合体Ａ〜Ｈの各燃料集合体の体数は、炉心の半径方向の出力分布を平坦に保てるように、それぞれの燃料集合体の無限実効増倍率がほぼ同じになるように決められる。図１０に示す炉心では、燃焼度ゼロの時点での燃料集合体Ａ〜Ｈの各体数は、それぞれ１００体、４０体、２４体、１６体、１２体、８体、４体、４体である。同じリサイクル数のＴＲＵを含む複数の燃料集合体は、炉心滞在期間が異なる燃料集合体を隣接するように配置される。
【０１６８】
リサイクル回数の多いＴＲＵを含む燃料集合体ほど、炉心最外層領域側に配置することによって、リサイクル回数が同じであるＴＲＵを含む燃料集合体のみが装荷された炉心に比べて、炉心のボイド率が上昇したときに、炉心中心部での無限中性子実効増倍率の上昇が、炉心周辺部での無限中性子実効増倍率の上昇より相対的に小さくなる。このため、半径方向の出力分布の炉心中央部へのシフトが小さくなる。結果として、リサイクル回数が八回までの各ＴＲＵを別々に含む核燃料集合体が装荷された炉心であるにもかかわらず、ボイド係数を−４×１０−４％Δｋ／％ｖｏｉｄに保って軽水炉を運転することが可能になる。この炉心は、ＴＲＵをリサイクルしなかった場合に比べて、使用済燃料集合体の体数を０．５％以下に減少させることが出来ることが分かる。
【０１６９】
リサイクル回数が１回のＴＲＵを含む燃料集合体からリサイクル回収が八回のＴＲＵを含む燃料集合体までの各燃料集合体を一つの炉心に共存させた場合を例に説明したが、以下のような炉心構成にしてもよい。例えば、燃料集合体としてリサイクル回数が１回のＴＲＵを含む燃料集合体のみを装荷した炉心、リサイクル回数が１回のＴＲＵを含む燃料集合体及びリサイクル回数が２回のＴＲＵを含む燃料集合体を装荷した炉心、及びリサイクル回数が１回のＴＲＵを含む燃料集合体、リサイクル回数が２回のＴＲＵを含む燃料集合体、及びリサイクル回数が３回のＴＲＵを含む燃料集合体を装荷した炉心等が考えられる。
【０１７０】
また、軽水炉から取り出された各使用済燃料集合体から回収された全ＴＲＵをリサイクルする場合について論じてきたが、回収されたＴＲＵのうち、Ｐｕのみをリサイクルする場合、ＴＲＵ中のいくつかの核種を特定してＰｕと一緒にリサイクルする場合も、全ＴＲＵをリサイクルする場合の概念を、そのまま適用することができる。
【０１７１】
（１）、（２）及び（３）の各構成のうちの幾つかの構成を組み合せることによって、安全余裕をさらに向上させることができる。例えば、（１）に（２）を組み合せた場合には（１）単独よりも安全余裕がさらに高くなり、（１）及び（２）の組み合せに（３）をさらに組み合せた場合には（１）及び（２）の組み合せよりも安全余裕がさらに向上する。これらは、（２）を含む他の２つの構成の組み合せ、及び（３）を含む他の２つの構成の組み合せに対しても言えることである。
【０１７２】
以上に述べた概念を適用した本発明の実施例を、図面を用いて以下に詳細に説明する。
【実施例１】
【０１７３】
本発明の好適な一実施例である実施例１の軽水炉の炉心を、図１１〜図２０及び表１を用いて以下に詳細に説明する。本実施例の軽水炉の炉心２０は、前述した（１）、（２）及び（３）の構成を備えている。
【０１７４】
【表１】
【０１７５】
軽水炉の炉心２０は、電気出力１３５０ＭＷ用の炉心であるが、出力規模はこれに限定されるものではない。炉心２０に装荷された燃料集合体の体数を変更する等によって、本実施例が適用できる他の出力規模の炉心を実現することができる。
【０１７６】
本実施例の炉心２０が適用される電気出力１３５０ＭＷ用の軽水炉である沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の概要を、図１１に基づいて説明する。ＢＷＲ１は、原子炉圧力容器２７内に、炉心２０、気水分離器２１及び蒸気乾燥器２２を配置している。炉心２０は、原子炉圧力容器２７内で炉心シュラウド２５によって取り囲まれている。炉心２０の下端に配置された炉心支持板１７が、炉心シュラウド２５内に配置されて炉心シュラウド２５に設置される。炉心２０の上端に配置された上部格子板１８が、炉心シュラウド２５内に配置されて炉心シュラウド２５に設置される。複数の制御棒４２が炉心２０に挿入可能な位置に配置されている。これらの制御棒４２は下方より炉心に挿入される。気水分離器２１は炉心２０の上方に配置され、蒸気乾燥器２２は気水分離器２１の上方に配置される。複数のインターナルポンプ２６が原子炉圧力容器２７の底部に設置され、インターナルポンプ２６のインペラが原子炉圧力容器２７と炉心シュラウド２５との間に形成されるダウンカマ２９内に配置される。主蒸気配管２３及び給水配管２４が原子炉圧力容器２７に接続される。ＢＷＲ１には何らかの原因で炉心に供給される冷却材が喪失した場合の非常用炉心冷却系として低圧炉心注水系３１と高圧炉心注水系３２を備えている。
【０１７７】
炉心２０には、図１２に示すように、７２０体の燃料集合体４１が装荷されている。３体の燃料集合体４１に１本の割合でＹ字型の制御棒４２が設けられ、２２３本の制御棒４２が配置されている。それぞれの制御棒４２は原子炉圧力容器２７の底部に設けられた別々の制御棒駆動装置に連結されている。制御棒駆動装置は、モータ駆動であり、軸方向における制御棒４２の移動を微調整することができる。制御棒駆動装置が、制御棒４２の炉心からの引き抜き、及び制御棒４２の炉心への挿入の各操作を実行する。２２３本の制御棒４２の約１／５が、運転中のＢＷＲ１の炉心に挿入したり引き抜いたりすることにより原子炉の出力を調整する制御棒であり、残り約４／５が、運転中のＢＷＲ１の炉心から引き抜かれた状態で、原子炉を停止するときに炉心内に挿入される制御棒４２である。
【０１７８】
燃料集合体４１は核燃料物質が装荷されている核燃料物質領域１６を有し、この核燃料物質領域１６内で、上から上部ブランケット領域５、上部燃料領域６、内部ブランケット領域７、下部燃料領域８及び下部ブランケット領域９の５つの領域を順次形成している。また、燃料集合体４１は、上部ブランケット領域５の上方に、炉心２０内に装荷された状態で上部反射体領域１０を形成する領域を有し、さらに下部ブランケット領域９の下方に、炉心２０内に装荷された状態で下部反射体領域１１を形成する他の領域を有する（図１６参照）。
【０１７９】
炉心２０は、核燃料物質を含んでいる核燃料物質領域１２、上部反射体領域１０Ａ及び下部反射体領域１１Ａを有する。上部反射体領域１０Ａは、核燃料物質領域１２の上方に形成されており、炉心２０に装荷された全燃料集合体４１の上部反射体領域１０によって形成される。下部反射体領域１１Ａは、核燃料物質領域１２の下方に形成されており、炉心２０に装荷された全燃料集合体４１の下部反射体領域１１によって形成される。
【０１８０】
炉心２０の核燃料物質領域１２は、全燃料集合体４１の核燃料物質領域１６によって構成される。この核燃料物質領域１２が、上部ブランケット領域５によって形成される上部ブランケット領域５Ａ、上部燃料領域６によって形成される上部燃料領域６Ａ、内部ブランケット領域７によって形成される内部ブランケット領域７Ａ、下部燃料領域８によって形成される下部燃料領域８Ａ及び下部ブランケット領域９によって形成される下部ブランケット領域９Ａの５領域を有している。上部ブランケット領域５Ａ、上部燃料領域６Ａ、内部ブランケット領域７Ａ、下部燃料領域８Ａ及び下部ブランケット領域９Ａが、核燃料物質領域１２の上端から核燃料物質領域１２の下端に向ってこの順に配置される。炉心２０はパッフェ炉心である。領域１０Ａ、５Ａ、６Ａ、７Ａ、８Ａ、９Ａ及び１１Ａは、炉心２０の高さ方向において、燃料集合体４１のそれぞれの領域１０、５、６、７、８、９及び１１と同じ位置にある。
【０１８１】
燃料集合体４１の核燃料物質が装荷されている領域の横断面は、図１３に示すように、六角形の筒であるチャンネルボックス１３内に、外径１０．１ｍｍの２７１本の燃料棒４４を正三角形格子に配置している。燃料集合体４１の横断面の形状は六角形をしており、燃料集合体４１に含まれた複数の燃料棒４４の相互間の間隙が１．３ｍｍである。最外層の燃料棒列の一辺には９本の燃料棒４４が配置される。横断面がＹ字型の制御棒４２は、中心に位置するタイロッドから外側に向かって伸びる３枚の翼を有する。各翼は、中性子吸収材であるＢ４Ｃが充填された複数の中性子吸収部材３を備えており、タイロッドの周囲に１２０度の間隔を持って配置される。制御棒４２は、軽水より減速能が小さい物質である炭素で構成されたフォロアー部を、炉心に最初に挿入される挿入端部に設けている。
【０１８２】
各燃料集合体４１の構成を、図１７を用いて説明する。燃料集合体４１は、上部タイプレート（上部燃料支持部材）１４、下部タイプレート（下部燃料支持部材）１５、複数の中性子吸収部材（例えば、中性子吸収棒）３、複数の燃料棒４４、及びチャンネルボックス１３を有する。各燃料棒４４の下端部が下部タイプレート１５で支持され、各燃料棒４４の上端部が上部タイプレート１４で支持される。各燃料棒４４は、密封されたジルコニウム合金製の被覆管を有し、燃料棒４４の被覆管内に、軸方向において、上端から下方に向かって、プレナム２、核燃料物質領域１６及び中性子吸収材充填領域４をこの順に配置している。中性子吸収材であるＢ４Ｃが充填された中性子吸収材充填領域４の上方に位置する核燃料物質領域（燃料有効長）１６には、核燃料物質を含む複数の燃料ペレットが充填されている。中性子吸収材充填領域４にはハフニウム棒を配置してもよい。チャンネルボックス１３内の単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合が５３％である。
【０１８３】
中性子吸収材充填領域４及び核燃料物質領域１６のそれぞれの位置での燃料棒４４の外径（被覆管の外径）は、共に１０．１ｍｍで同じである。プレナム２の位置での燃料棒４４の外径（被覆管の外径）は、５．８ｍｍであって、核燃料物質領域１６の位置での燃料棒４４の外径よりも小さくなっている。プレナム２の長さは、１１００ｍｍである。プレナム２は、燃料棒４４内において、中性子吸収材充填領域４及び核燃料物質領域１６と連通している。
【０１８４】
各燃料棒４４は、核燃料物質領域１６において、軸方向の数箇所で燃料スペーサ（図示せず）によって保持される。これらの燃料スペーサは、燃料棒４４相互間の間隔を所定幅に保持する。各燃料棒４４のプレナム２の部分も、燃料スペーサ３３によって、三箇所ほど、支持される。
【０１８５】
各中性子吸収部材３が、ジルコニウム合金製の支持棒（支持部材）４５によって上部タイプレート１４に保持される。中性子吸収部材３は、６ｍｍの外径を有する密封されたチューブ内にＢ４Ｃペレットを充填している。このチューブが支持棒４５に取り付けられている。中性子吸収部材３はチューブ内にハフニウム棒を充填して構成してもよい。各中性子吸収部材３が隣り合う燃料棒４４のプレナム２の相互間に配置され、中性子吸収部材３が１本の燃料棒４４に１本の割合で設けられる（図１８参照）。各中性子吸収部材３は、核燃料物質領域１２の上端、すなわち、核燃料物質領域１６の上端と上部タイプレート１４の下端との間に配置される。中性子吸収部材３の長さは５００ｍｍであり、核燃料物質領域１６の上端と中性子吸収部材３の下端との間の距離は３００ｍｍである。本実施例では、燃料集合体格子の横断面積に対する全ての中性子吸収部材３の合計横断面積の割合が、１６．８％である。燃料集合体格子の横断面積に対する全ての中性子吸収材充填領域３の合計横断面積の割合が、４９．３％である。この４９．３％には、制御棒４２の横断面積が含まれていない。
【０１８６】
ＢＷＲ１が運転されているとき、インターナルポンプ２６の回転によってダウンカマ２９内の冷却水が加圧されて炉心２０に供給される。炉心２０内に供給された冷却水は、各燃料集合体４１内に導かれ、核分裂性物質の核分裂によって発生する熱で加熱されて一部が蒸気になる。このため、冷却水及び蒸気を含む気液二相流が、燃料集合体４１内の上部反射体領域１０内を上昇する。この気液二相流が炉心２０から気水分離器２１に導かれて蒸気が分離される。分離された蒸気は、蒸気乾燥器２２によって湿分がさらに除去される。湿分が除去された蒸気は、主蒸気配管２３を通ってタービン（図示せず）に供給され、タービンを回転させる。タービンに連結された発電機（図示せず）が回転され、電力が発生する。タービンから排出された蒸気は、復水器（図示せず）で凝縮されて凝縮水となる。この凝縮水は、給水として、給水配管２４を通って原子炉圧力容器２７内に導かれる。気水分離器２２で分離された冷却水は、ダウンカマ２９内で上記の給水と混合され、再び、インターナルポンプ２６で加圧される。
【０１８７】
平衡状態にある炉心の燃料集合体４１の配置を、図１４及び図１５を用いて説明する。炉内滞在期間が最も長い、運転サイクルが第５サイクル目の燃料集合体４１Ｅが、中性子インポータンスの低い炉心２０に配置される。中性子無限増倍率が最も高い、炉内滞在期間が最も短い第１サイクル目の燃料集合体４１Ａが、炉心２０の炉心最外層領域４６の内側に位置する炉心外側領域４８に装荷されており、炉心の半径方向における出力分布の平坦化を図っている。炉内滞在期間が第２、第３、及び第４サイクル目の各燃料集合体４１Ｂ、４１Ｃ、及び４１Ｄが、炉心外側領域４８の内側に存在する炉心内側領域５０に、それぞれ配置されている。このような配置によって、炉心内側領域５０における出力分布の平坦化を図っている。
【０１８８】
燃料集合体４１Ａ、４１Ｂ、４１Ｃ、４１Ｄ、及び４１Ｅは、それぞれ、図１３及び後述の図１９及び図２０に示す燃料集合体４１である。これらの燃料集合体の下部タイプレート１５は、炉心支持板１７に設けられる複数の燃料支持金具（図示せず）に支持される。燃料集合体４１に冷却水を導く冷却材通路が燃料支持金具内に形成されており、燃料支持金具に設置されたオリフィス（図示せず）がその冷却材通路の入口部に配置される。炉心２０は、半径方向において炉心最外層領域４６、炉心外側領域４８及び炉心内側領域５０の３領域が形成される（図１５参照）。燃料集合体４１の出力が最も小さい炉心最外層領域４６に位置するそのオリフィスの口径が最も小さく、炉心外側領域４８位置するオリフィス及び炉心内側領域５０に位置するオリフィスの順に口径が大きくなるように設定する。炉心内側領域５０に位置するオリフィスの口径が最も大きい。
【０１８９】
燃料集合体４１の核燃料物質領域１６におけるそれぞれの領域の高さは、図１６に示すように、以下の通りである。上部ブランケット領域５（上部ブランケット領域５Ａ）の高さは７０ｍｍであり、上部燃料領域６（上部燃料領域６Ａ）の高さは２８３ｍｍであり、内部ブランケット領域７（内部ブランケット領域７Ａ）の高さは５２０ｍｍであり、下部燃料領域８（下部燃料領域８Ａ）の高さは１９４ｍｍであり、下部ブランケット領域９（下部ブランケット領域９Ａ）の高さは２８０ｍｍである。さらに、核燃料物質領域１６の上端から上方に向かって１１００ｍｍの長さを有する上部反射体領域１０（上部反射体領域１０Ａ）が形成される。この上部反射体領域１０は、各燃料棒４１のプレナム２の相互間に存在する冷却水（ＢＷＲ１の運転中では気液二相流）を含んでいる。核燃料物質領域６の下端から下方に向かって７０ｍｍの長さを有する下部反射体領域１１（下部反射体領域１１Ａ）が形成される。この下部反射体領域１１は、各燃料棒４１の中性子材充填領域６の相互間に存在する冷却水を含んでいる。上部反射体領域１０の長さ及び下部反射体領域１１の各長さの数値は、燃料集合体内に配置された燃料棒の軸方向の長さの中での長さを示している。後述の各実施例における。上部反射体領域１０の長さ及び下部反射体領域１１の各長さも同様である。
【０１９０】
中性子吸収部材３及び支持棒４５が、上部反射体領域１０（上部反射体領域１０Ａ）内に配置されている。
【０１９１】
燃料集合体４１が燃焼度ゼロのとき、その燃料集合体４１の全ての燃料棒４４（図１９に示された燃料棒４４Ａ〜４４Ｅ）は、３つのブランケット領域である上部ブランケット領域５、内部ブランケット領域７及び下部ブランケット領域９に劣化ウランを充填し、上部燃料領域６にはＴＲＵの重量を１００としたときに劣化ウランを重量２１３の割合で混合した核分裂性Ｐｕ富化度１５．７ｗｔ％の混合酸化物燃料を充填し、下部燃料領域８にはＴＲＵの重量を１００としたときに劣化ウランを重量１４３の割合で混合した核分裂性Ｐｕ富化度２０．２ｗｔ％の混合酸化物燃料を充填している。上部ブランケット領域５、内部ブランケット領域７及び下部ブランケット領域９は、ＴＲＵを含んでいない。上部燃料領域６及び下部燃料領域８の平均核分裂性Ｐｕ富化度は１７．５ｗｔ％である。ＴＲＵは、使用済燃料集合体として原子炉圧力容器２７から取り出された燃料集合体４１に含まれている核燃料物質（使用済核燃料）から、核燃料再処理によって回収された物質である。各ブランケット領域にはその混合酸化物燃料が充填されていない。なお、各ブランケット領域には劣化ウランのかわりに、天然ウランや、使用済み燃料集合体から回収される減損ウランを用いてもよい。
【０１９２】
燃料集合体４１は、燃料棒４４としてそれぞれ複数の燃料棒４４Ａ〜４４Ｅを有しており、これらの燃料棒を図１９及び図２０のように配置している。図１９は燃料集合体４１の上部燃料領域６での横断面を示し、図２０は燃料集合体４１の下部燃料領域８での横断面を示している。燃料棒４４Ａ〜４４Ｅのそれぞれの上部燃料領域６に充填された混合酸化物燃料は、燃焼度ゼロの状態において、以下に示す核分裂性Ｐｕ富化度を有している（図１９参照）。燃料棒４４Ａでは核分裂性Ｐｕ富化度が８．４ｗｔ％、燃料棒４４Ｂでは核分裂性Ｐｕ富化度が１１．２ｗｔ％、燃料棒４４Ｃでは核分裂性Ｐｕ富化度が１４．５ｗｔ％、燃料棒４４Ｄでは核分裂性Ｐｕ富化度が１５．９ｗｔ％及び燃料棒４４Ｅでは核分裂性Ｐｕ富化度が１７．２ｗｔ％となっている。
【０１９３】
燃料棒４４Ａ〜４４Ｅのそれぞれの下部燃料領域８に充填された混合酸化物燃料は、燃焼度ゼロの状態において、以下に示す核分裂性Ｐｕ富化度を有している（図２０参照）。燃料棒４４Ａでは核分裂性Ｐｕ富化度が１３．１ｗｔ％、燃料棒４４Ｂでは核分裂性Ｐｕ富化度が１５．９ｗｔ％、燃料棒４４Ｃでは核分裂性Ｐｕ富化度が１９．２ｗｔ％、燃料棒４４Ｄでは核分裂性Ｐｕ富化度は２０．７ｗｔ％及び燃料棒４４Ｅでは核分裂性Ｐｕ富化度が２１．４ｗｔ％となっている。
【０１９４】
燃料棒４４Ａ〜４４Ｅの各ブランケット領域にはＴＲＵが存在しないが、それぞれの燃料棒４４Ａ〜４４Ｅの上部燃料領域６及び下部燃料領域８の各混合酸化物燃料は表１に示す組成のＴＲＵを含んでいる。燃料集合体４１は、燃焼度ゼロの状態で、全ＴＲＵ中のＰｕ−２３９の割合が４４ｗｔ％である。表１は、燃料集合体４１が炉心２０から取り出された後、燃料貯蔵プール及び燃料再処理施設に２年、燃料製造施設に１年、合計３年間の間、原子炉外に滞在し、使用済燃料集合体内の核燃料物質の再処理で得られた、炉心に装荷される燃料集合体に含まれる核燃料物質に存在するＴＲＵの組成を示している。
【０１９５】
ＢＷＲ１の運転中、各燃料棒４４内で核分裂性物質の核分裂によって発生した揮発性核分裂生成物が、プレナム２内に貯蔵される。このプレナム２は、１１００ｍｍの長さを有しているので、核分裂性物質の核分裂によって発生する揮発性核分裂生成物の十分な量を貯蔵することができる。このため、燃料棒４４の健全性を確保できる。
【０１９６】
本実施例によれば、核燃料物質領域１２の上端よりも上方へ３００ｍｍの位置に、長さ５００ｍｍの複数の中性子吸収部材３を配置し、核燃料物質領域１２の下端よりも下方に複数の中性子吸収材充填領域４を配置しているので、ＡＢＷＲでは起因事象として起こりえない事象である、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったと想定しても、核燃料物質領域１２から上方及び下方に漏洩する中性子を、中性子吸収部材３及び中性子吸収材充填領域４で吸収することができる。このため、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったとしても、核燃料物質領域１２に正の反応度が投入されることを回避することができる。その状態になったときには、核燃料物質領域１２に負の反応度が投入される。
【０１９７】
さらに、炉心２０は、核分裂性Ｐｕ富化度１５．７ｗｔ％、高さ２８３ｍｍの上部燃料領域６、及び核分裂性Ｐｕ富化度２０．２ｗｔ％、高さ１９４ｍｍの下部燃料領域８を有する。上部燃料領域６及び下部燃料領域８の平均核分裂性Ｐｕ富化度が１７．５ｗｔ％である。下部燃料領域８の高さと上部燃料領域６の高さの和は４７７ｍｍ、上部燃料領域６の高さは下部燃料領域８の高さの１．４６倍、下部燃料領域８の核分裂性Ｐｕ富化度は上部燃料領域６の核分裂性Ｐｕ富化度の１．２９倍となる。このため、炉心２０は、増殖比１以上であり、熱的余裕をさらに増大させることができる。この結果、本実施例の炉心２０は、最大線出力密度を上下燃料領域の核分裂性Ｐｕ富化度が同一だった場合と比較して２％低減でき、ボイド係数が負である。このような炉心２０を有するＢＷＲ１はＴＲＵ多重リサイクルを継続できる。
【０１９８】
本実施例は、（１）、（２）及び（３）の構成を有しているので、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になった場合にも核燃料物質領域１２に正の反応度が投入されなく、燃料棒の健全性が増大し、熱的余裕が増大する。したがって、本実施例は、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【０１９９】
本実施例の炉心２０では、現行のＡＢＷＲとほぼ同じ大きさの原子炉圧力容器２７を用いてＡＢＷＲと同じ電気出力１３５０ＭＷを発生させたとき、上部ブランケット領域５Ａ及び下部ブランケット領域９Ａを除く上部燃料領域６Ａ、下部燃料領域８Ａ及び内部ブランケット領域７Ａを含む核燃料物質領域１２の取り出し燃焼度が５３ＧＷｄ／ｔになり、上部ブランケット領域５Ａ及び下部ブランケット領域９Ａを含んだ核燃料物質領域１２の取り出し燃焼度が４５ＧＷｄ／ｔになる。その炉心２０では、ボイド係数が−３×１０−４Δｋ／ｋ／％ｖｏｉｄ、及びＭＣＰＲが１．３になる。このため、炉心２０において、ＴＲＵの各同位元素の割合を上記したように実質的に一定に保った状態で１．０１の増殖比が実現できる。
【０２００】
本実施例では、上部反射体領域１０に中性子吸収部材３を配置するため、図１７のII−II断面における燃料棒４４のプレナム２相互間に形成される気液二相流の流路面積が狭くなり、上部反射体領域１０における圧力損失が増大する。上部反射体領域１０の圧力損失は炉心２０の圧力損失に比べて小さいため、特に問題はない。上部ブランケット領域５及び上部反射体領域１０において、チャンネルボックス１３の側壁に貫通した複数の開口部を形成することによって、上部反射体領域１０の圧力損失を低減することができる。
【０２０１】
図１７及び図１８に示す中性子吸収部材３の替りに、図２１に示す中性子吸収部材３Ａ、及び図２２に示す中性子吸収部材３Ｂを用いてもよい。図２１に示す燃料集合体４１Ｆは、図１７に示す燃料集合体４１において中性子吸収部材３を中性子吸収部材３Ａに替えた構成を有する。燃料集合体４１Ｆの他の構成は燃料集合体４１と同じである。中性子吸収部材３Ａは、環状体であって、それぞれの燃料棒４４のプレナム２を取り囲んで配置されている。中性子吸収部材３Ａは、燃料棒４４の外面を取り囲んで配置された外径８．８ｍｍの環状の密封容器３８を燃料棒４４の外面に取り付け、燃料棒４４の外面と密封容器の間に形成される環状領域内にＢ４Ｃを充填して構成される。密封容器の上端及び下端が密封されている。中性子吸収部材３Ａを適用する場合には、指示棒４５は不要になる。
【０２０２】
図２２に示す燃料集合体４１Ｇは、図１７に示す燃料集合体４１において中性子吸収部材３を中性子吸収部材３Ｂに替えた構成を有する。燃料集合体４１Ｇの他の構成は燃料集合体４１と同じである。中性子吸収部材３Ｂは、Ｈｆ板であって、各燃料棒４４配列の間に配置される。厚みが１．５ｍｍである各Ｈｆ板の両端が、横断面が六角形をした枠部材５に取り付けられる。枠部材５は、チャンネルボックス１３の内面に沿って配置され、複数の支持棒４５によって上部タイプレート１４に取り付けられる。のプレナム２を取り囲んで配置されている。中性子吸収部材３Ａは、環状で外径８．８ｍｍの密封容器内にＢ４Ｃを充填している。この密封容器が支持棒４５に取り付けられるので、燃料集合体４１と同様に、中性子吸収部材３Ａが上部タイプレート１４に保持される。
【０２０３】
中性子吸収部材３Ａ，３Ｂを用いても、実施例１と同様な効果を得ることができる。
【実施例２】
【０２０４】
本発明の他の実施例である実施例２の軽水炉の炉心を、図２３〜図２７及び表２を用いて以下に詳細に説明する。本実施例の軽水炉の炉心２０Ａは、前述した（１）及び（２）の構成を備えている。
【０２０５】
【表２】
【０２０６】
軽水炉の炉心２０Ａは、実施例１の炉心２０において燃料集合体４１を燃料集合体４１Ｈに替えた構成を有する。炉心２０Ａの他の構成は炉心２０と同じである。炉心２０Ａが炉心２０と異なる部分について説明する。炉心２０Ａは、炉心２０と同じく、パッフェ炉心である。炉心２０Ａが適用される軽水炉であるＢＷＲは、ＢＷＲ１において炉心２０を炉心２０Ａに置き換えた構成を有する。このＢＷＲは、炉心２０以外はＢＷＲ１と同じ構成を有し、炉心２０Ａを備えたＴＲＵ消滅炉である。
【０２０７】
炉心２０Ａに装荷された燃料集合体４１Ｈ（図２３及び図２５参照）は、チャンネルボックス１３内に、外径７．２ｍｍの３９７本の燃料棒４４Ｆを正三角形格子に配置している。燃料棒４４Ｆの相互間の間隙が２．２ｍｍであり、最外層の燃料棒列の一辺には１１本の燃料棒４４Ｆが配置される。チャンネルボックス１３内の単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合が３６％である。炉心２０Ａは、平衡炉心の状態において図２４に示すように、経験した運転サイクル数が異なる燃料集合体４１Ａ〜４１Ｄを配置している。運転サイクル数が第４サイクル目の燃料集合体４１Ｄは、炉心最外層領域４６（図１５参照）に配置される。炉心外側領域４８には運転サイクル数が第１サイクル目の燃料集合体４１Ａが配置され、炉心内側領域５０には運転サイクル数が第２〜第４サイクル目の各燃料集合体４１Ｂ、４１Ｃ、４１Ｄがそれぞれ分散配置されている。炉心内側領域５０と炉心外側領域４８の間に、複数の燃料集合体４１Ｂが環状に配置された中間領域が存在する。このような炉心の半径方向における出力分布がより平坦化される。
図２４に示された燃料集合体４１Ａ〜４１Ｅは、それぞれ、燃料集合体４１Ｈである。
【０２０８】
燃料集合体４１Ｈの核燃料物質が存在する核燃料物質領域１６Ａ（図２６参照）は、燃料集合体４１から下部ブランケット９を取り除いた構成となっている。核燃料物質領域１６Ａでは、図２６に示すように、上部ブランケット領域５の高さが２０ｍｍ、上部燃料領域６の高さが２１８ｍｍ、内部ブランケット領域７の高さが５６０ｍｍ、及び下部燃料領域８の高さが２２４ｍｍである。また、上部ブランケット領域５の上方に形成された上部反射体領域１０の高さが１１００ｍｍ、下部燃料領域８の下方に形成された下部反射体領域１１の高さは７０ｍｍである。
【０２０９】
炉心２０Ａの核燃料物質領域１２は下部ブランケット領域９Ａを有していない。この核燃料物質領域１２は、上部ブランケット領域５、上部燃料領域６、内部ブランケット領域７及び下部燃料領域８のそれぞれの高さと同じ高さを有する上部ブランケット領域５Ａ、上部燃料領域６Ａ、内部ブランケット領域７Ａ及び下部燃料領域８Ａを含んでいる。
【０２１０】
各燃料集合体４１Ｈの構造を、図２５を用いて説明する。燃料集合体４１Ｈは、燃料集合体４１の燃料棒４４を燃料棒４４Ｆに替えた以外は、燃料集合体４４と同じ構成を有する。燃料棒４４Ｆは、前述した核燃料物質領域１６Ａを有し、核燃料物質領域１６Ａの上方にプレナム２、及び核燃料物質領域１６Ａの下方に中性子吸収材充填領域４Ａを有している。プレナム２の外径が３．７ｍｍであり、プレナム２の長さが１１００ｍｍである。燃料棒４４Ｆの核燃料物質領域１６Ａには、上部ブランケット領域５、上部燃料領域６、内部ブランケット領域７及び下部燃料領域８が存在する。燃料棒４４Ｆの、中性子吸収材充填領域４Ａの部分での外径は、８．１ｍｍであって、燃料棒４４Ｆの、核燃料物質領域１６Ａの部分の外径よりも大きくなっている（図２５及び図２７参照）。外径６．２ｍｍの中性子吸収部材３が、プレナム２間に配置される。燃料集合体格子の横断面積に対する全ての中性子吸収材充填領域３の合計横断面積の割合が、４４．０％である。この４４．０％には、制御棒４２の横断面積が含まれていない。
【０２１１】
燃料集合体４１Ｈが燃焼度ゼロのとき、その燃料集合体４１Ｈの全ての燃料棒４４Ｆ（図１９に示された燃料棒４４Ａ〜４４Ｅ）は、上部ブランケット領域５及び内部ブランケット領域７に劣化ウランを充填し、上部燃料領域６及び下部燃料領域８には燃焼度ゼロの状態で表２に示された組成のＴＲＵを含むＴＲＵ酸化物燃料を充填している。このＴＲＵ酸化物燃料の核分裂性Ｐｕ富化度は１３．０ｗｔ％であり、ＴＲＵ中のＰｕ−２３９の割合は８．５ｗｔ％である。燃料集合体４１Ｈに用いられるＴＲＵは、使用済燃料集合体に含まれた使用済核燃料を再処理することによって得られる。各ブランケット領域は、その混合酸化物燃料を充填していなく、ＴＲＵを含んでいない。なお、各ブランケット領域には劣化ウランのかわりに、天然ウランや、使用済み燃料集合体から回収される減損ウランを用いてもよい。
【０２１２】
ＢＷＲの運転中、各燃料棒４４Ｆ内で核分裂性物質の核分裂によって発生した揮発性核分裂生成物の十分な量を、１１００ｍｍの長さを有するプレナム２に貯蔵することができる。このため、燃料棒４４の健全性が増大する。
【０２１３】
本実施例によれば、核燃料物質領域１２の上端よりも上方へ３００ｍｍの位置に、５００ｍｍの長さを有する複数の中性子吸収部材３を配置し、核燃料物質領域１２の下端よりも下方に複数の中性子吸収材充填領域４Ａを配置しているので、ＡＢＷＲでは起因事象として起こりえない事象である、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったと想定しても、核燃料物質領域１２に正の反応度が投入されることを回避することができる。その状態になったときには、核燃料物質領域１２に負の反応度が投入される。
【０２１４】
さらに、本実施例は実施例１で生じる効果を得ることができる。本実施例は、（１）及び（２）の構成を有しているので、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になった場合にも核燃料物質領域１２に正の反応度が投入されなく、燃料棒の健全性が増大する。したがって、本実施例は、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【０２１５】
本実施例の炉心２０Ａでは、現行のＡＢＷＲとほぼ同じ大きさの原子炉圧力容器２７を用いてＡＢＷＲと同じ電気出力１３５０ＭＷを発生させたとき、取り出し燃焼度が６５ＧＷｄ／ｔ、ボイド係数が−３×１０−４Δｋ／ｋ／％ｖｏｉｄ、ＭＣＰＲは１．３になる。炉心２０Ａでは、ＴＲＵ同位元素の割合保持を実現しつつ、燃料集合体４１Ｈが使用済燃料集合体として炉心２０Ａから取り出されてから３年後の、使用済燃料集合体内の使用済核燃料の再処理で得られるＴＲＵの重量を、炉心に新たに装荷される燃料集合体４１ＨのＴＲＵ重量から８．３％減少させることができる。また、燃料集合体４１Ｈが炉心２０Ａに装荷されてから取り出されるまでの期間において、燃料集合体４１Ｈ内の核燃料物質の全核分裂重量に占めるＴＲＵの核分裂重量の割合であるＴＲＵ核分裂効率は５５％である。なお、ＴＲＵ同位元素の割合保持とは、ｎＴＲＵリサイクル世代と（ｎ＋１）ｎＴＲＵリサイクル世代でＴＲＵ同位元素の割合が同じであることを意味する。
【０２１６】
本実施例においても、中性子吸収部材３の替りに、中性子吸収部材３Ａ及び３Ｂのいずれかを用いてもよい。
【実施例３】
【０２１７】
本発明の他の実施例である実施例３の軽水炉の炉心を、図２８を用いて説明する。本実施例の軽水炉の炉心は、実施例１の炉心２０と同様に、前述した（１）、（２）及び（３）の構成を備えている。
【０２１８】
本実施例の炉心は、実施例１の炉心２０において燃料集合体４１を燃料集合体４１Ｉに替えた構成を有する。本実施例の炉心の他の構成は炉心２０と同じである。燃料集合体４１Ｉは燃料集合体４１において燃料棒４４を燃料棒４４Ｇに替えた構成を有する。燃料集合体４１Ｉの他の構成は燃料集合体４１と同じである。
【０２１９】
燃料集合体４１Ｉに含まれる燃料棒４４Ｇは燃料棒４４のプレナム２をプレナム２Ａに替えた構成を有する。燃料棒４４Ｇは、プレナム２Ａ、燃料棒４４と同様な核燃料物質領域１６及び中性子吸収材充填領域４を有している。プレナム２Ａが核燃料物質領域１６の上方に配置され、中性子吸収材充填領域４が核燃料物質領域１６の下方に配置される。燃料棒４４Ｇの核燃料物質領域１６及び中性子吸収材充填領域４のそれぞれの部分の外径が１０．１ｍｍである。チャンネルボックス１３内の単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合が５３％である。
【０２２０】
プレナム２Ａは第１領域３５Ａ及び第２領域３５Ｂを有する。プレナム２Ａの、第１領域３５Ａの部分での外径が４．８ｍｍ、プレナム２Ａの、第２領域３５Ｂの部分での外径が４．４ｍｍである。第１領域３５Ａの部分での外径が第２領域３５Ｂの部分での外径よりも大きくなっている。第１領域３５Ａが太径部で第２領域３５Ｂが細径部である。第２領域３５Ｂが第１領域３５Ａの上方に位置している。第１領域３５Ａの長さは３００ｍｍであり、第１領域３５Ａの上端は核燃料物質領域１６の上端から上方に３００ｍｍ離れた位置（中性子吸収部材３の下端）に位置している。第２領域３５Ｂの下端は第１領域３５Ａの上端と同じ位置にある。
【０２２１】
中性子吸収部材３が、隣り合う燃料棒４４Ｇの、細径部である第２領域３５Ｂの相互間に配置される。中性子吸収部材３の外径は、実施例１で用いられる中性子吸収部材３の外径（６ｍｍ）よりも大きくて７．４ｍｍである。燃料集合体格子の横断面積に対する全ての中性子吸収部材３の合計横断面積の割合が、２６．７％である。
【０２２２】
本実施例の軽水炉の炉心は、全ての制約条件を満たして増殖比１．０１を維持することができる。さらに、本実施例は、ＡＢＷＲでは起因事象として起こりえない、仮に炉心全体が１００％ボイド状態になったと想定した場合でも、炉心に正の反応度が投入されない。特に、本実施例では中性子吸収部材３の外径が実施例１における中性子吸収部材３の外径よりも大きいので、仮に炉心全体が１００％ボイド状態になったとした場合において、本実施例で炉心に投入される反応度は、実施例１でそのときに投入される反応度よりも負になる。
【０２２３】
さらに、本実施例は実施例１で生じる効果を得ることができる。本実施例は、（２）及び（３）の構成を有するので、燃料棒の健全性が増大し、熱的余裕が増大する。
【０２２４】
したがって、本実施例は、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【実施例４】
【０２２５】
本発明の他の実施例である実施例４の軽水炉の炉心を、図２９及び図３０を用いて説明する。本実施例の軽水炉の炉心は、実施例１の炉心２０と同様に、前述した（１）及び（３）の構成を備えている。
【０２２６】
本実施例の炉心は、実施例１の炉心２０において燃料集合体４１を燃料集合体４１Ｊに替えた構成を有する。本実施例の炉心の他の構成は炉心２０と同じである。燃料集合体４１Ｊは燃料集合体４１において燃料棒４４を燃料棒４４Ｈに替えた構成を有する。燃料集合体４１Ｊの他の構成は燃料集合体４１と同じである。
【０２２７】
燃料集合体４１Ｊに含まれる燃料棒４４Ｈは燃料棒４４のプレナム２をプレナム２Ｂに替えた構成を有する。燃料棒４４Ｈは、プレナム２Ｂ、燃料棒４４と同様な核燃料物質領域１６及び中性子吸収材充填領域４を有している。プレナム２Ｂが核燃料物質領域１６の上方に配置され、中性子吸収材充填領域４が核燃料物質領域１６の下方に配置される。燃料棒４４Ｈの核燃料物質領域１６及び中性子吸収材充填領域４のそれぞれの部分の外径が１０．１ｍｍである。チャンネルボックス１３内の単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合が５３％である。プレナム２Ｂは第１領域３５Ｃ及び第２領域３５Ｄを有する。プレナム２Ｂの、第１領域３５Ｃの部分での外径が５．８ｍｍ、プレナム２Ｂの、第２領域３５Ｄの部分での外径が７．４ｍｍである。第２領域３５Ｄの部分での外径が第１領域３５Ｃの部分での外径よりも大きくなっている。第１領域３５Ｃが細径部で第２領域３５Ｄが太径部である。第２領域３５Ｄが第１領域３５Ｃの上方に位置している。第１領域３５Ｃの長さは８００ｍｍであり、第２領域３５Ｄの長さは３００ｍｍである。第２領域３５Ｄの下端は、核燃料物質領域１６の上端から上方に８００ｍｍ離れた位置（中性子吸収部材３の上端）にあり、第１領域３５Ｃの上端と同じ位置にある。
【０２２８】
外径６ｍｍの中性子吸収部材３が、隣り合う燃料棒４４Ｈの、細径部である第１領域３５Ｃの相互間に配置される。
【０２２９】
本実施例の軽水炉の炉心は、全ての制約条件を満たして増殖比１．０１を維持することができる。本実施例では、中性子吸収部材３の上端よりも上方に存在するプレナム２Ｂの第２領域３５Ｄが、太径部になっているので、プレナム２Ｂの容積が実施例１におけるプレナム２のそれよりも大きくなっている。このため、燃料棒４４Ｈ内の圧力がさらに低減され、本実施例で用いられる燃料棒４４Ｈの健全性が実施例１で用いる燃料棒４４よりも増大する。
【０２３０】
さらに、本実施例は実施例１で生じる効果を得ることができる。本実施例は、（１）及び（３）の構成を有するので、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったとしても、炉心に正の反応度を投入することを避けることができ、且つ熱的余裕が増大する。したがって、本実施例は、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【実施例５】
【０２３１】
本発明の他の実施例である実施例５の軽水炉の炉心を、図３１及び表２を用いて説明する。本実施例の軽水炉の炉心は、前述した（１）及び（３）の構成を備えている。本実施例の軽水炉の炉心が適用される軽水炉は、ＴＲＵ消滅炉である。
【０２３２】
本実施例の軽水炉の炉心は、実施例２の炉心２０Ａにおいて燃料集合体４１Ｈを燃料集合体４１Ｋに替えた構成を有する。本実施例の炉心の他の構成は炉心２０Ａと同じである。燃料集合体４１Ｋは燃料集合体４１Ｈにおいて燃料棒４４Ｆを燃料棒４４Ｉに替えた構成を有する。燃料集合体４１Ｋの他の構成は燃料集合体４１Ｈと同じである。チャンネルボックス１３内の単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合が３６％である。
【０２３３】
燃料集合体４１Ｋに含まれる燃料棒４４Ｉは燃料棒４４Ｆのプレナム２をプレナム２Ｂに替えた構成を有する。燃料棒４４Ｊは、プレナム２Ｂ、燃料棒４４と同様な核燃料物質領域１６及び中性子吸収材充填領域４Ａを有している。実施例４における第１領域３５Ｃ及び第２領域３５Ｄを有するプレナム２Ｂが核燃料物質領域１６の上方に配置され、中性子吸収材充填領域４Ａが核燃料物質領域１６の下方に配置される。プレナム２Ｂの、第１領域３５Ｃの部分での外径が３．７ｍｍ、プレナム２Ｂの、第２領域３５Ｄの部分での外径が５．６ｍｍである。第２領域３５Ｄの部分での外径が第１領域３５Ｃの部分での外径よりも大きくなっている。第２領域３５Ｄが第１領域３５Ｃの上方に配置される。第２領域３５Ｄの下端は、核燃料物質領域１６の上端から上方に８００ｍｍ離れた位置（中性子吸収部材３の上端）にあり、第１領域３５Ｃの上端と同じ位置にある。
【０２３４】
外径８．１ｍｍの中性子吸収部材３が、隣り合う燃料棒４４Ｉの、細径部である第１領域３５Ｃの相互間に配置される。
【０２３５】
本実施例の軽水炉の炉心は、全ての制約条件を満たして増殖比１．０１を維持することができる。本実施例では、中性子吸収部材３の上端よりも上方に存在するプレナム２Ｂが、第２領域３５Ｄを有しているので、プレナム２Ｂの容積が実施例２で用いられる燃料棒４４Ｆのプレナム２の容積よりも大きくなる。このため、燃料棒４４Ｉ内の圧力を低減させることができ、本実施例で用いられる燃料棒４４Ｉの健全性が実施例２で用いられる燃料棒４４Ｆよりも増大する。
【０２３６】
さらに、本実施例は実施例２で生じる効果を得ることができる。本実施例は、（１）及び（３）の構成を有するので、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったとしても、炉心に正の反応度を投入することを避けることができ、且つ熱的余裕が増大する。したがって、本実施例は、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【実施例６】
【０２３７】
本発明の他の実施例である実施例６の軽水炉の炉心を、図３２〜図３４及び表２を用いて説明する。本実施例の軽水炉の炉心２０Ｂは、前述した（１）及び（２）の構成を備えている。本実施例の軽水炉の炉心が適用される軽水炉は、ＴＲＵ消滅炉である。
【０２３８】
【表３】
【０２３９】
本実施例炉心２０Ｂは、実施例２の炉心２０Ａにおいて燃料集合体４１Ｈを燃料集合体４１Ｌに替えた構成を有する。本実施例の炉心２０Ｂの他の構成は炉心２０Ａと同じである。燃料集合体４１Ｌは燃料集合体４１Ｈにおいて燃料棒４４Ｆを燃料棒４４Ｊに替えた構成を有する。燃料集合体４１Ｌの他の構成は燃料集合体４１Ｈと同じである。燃料集合体４１Ｌの縦断面の形状は、燃料集合体４１Ｈの、図２５に示された縦断面の形状と同じである。
【０２４０】
本実施例の炉心２０Ｂは、電気出力が４５０ＭＷの一領域炉心であり、ＴＲＵ消滅炉に適用される炉心である。炉心２０Ｂに装荷された燃料集合体４１Ｌは、チャンネルボックス１３内に、外径８．７ｍｍの３３１本の燃料棒４４Ｊを正三角形格子に配置している。燃料棒４４Ｊの相互間の間隙が１．６ｍｍであり、最外層の燃料棒列の一辺には１０本の燃料棒４４Ｊが配置される。チャンネルボックス１３内の単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合が４６％である。炉心２０Ｂは、平衡炉心の状態において図３３に示すように、経験した運転サイクル数が異なる燃料集合体４１Ａ〜４１Ｄを配置している。運転サイクル数が第４サイクル目の燃料集合体４１Ｄは、炉心最外層領域４６に配置される。炉心外側領域４８には運転サイクル数が第１サイクル目の燃料集合体４１Ａが配置され、炉心内側領域５０には運転サイクル数が第２〜第４サイクル目の各燃料集合体４１Ｂ、４１Ｃ、４１Ｄがそれぞれ分散して配置されている。炉心内側領域５０と炉心外側領域４８の間に、複数の燃料集合体４１Ｂが環状に配置された中間領域が存在する。このような炉心２０Ｂの半径方向における出力分布がより平坦化される。図３３に示した燃料集合体４１Ａ〜４１Ｄは、それぞれ、燃料集合体４１Ｌである。
【０２４１】
燃料集合体４１Ｌの核燃料物質が存在する核燃料物質領域１６Ｂ（図３４参照）は、上部ブランケット領域５、燃料領域３４及び下部ブランケット領域９を有する。上部ブランケット領域５の上端より上方に上部反射体領域１０が存在し、下部ブランケット領域９の下端より下方に下部反射体領域１１が存在する。上部ブランケット領域５の高さが２０ｍｍ、燃料領域３４の高さが２０１ｍｍ、及び下部ブランケット領域９の高さが２０ｍｍである。また、上部反射体領域１０の高さが１１００ｍｍ、及び下部反射体領域１１の高さが７０ｍｍである。
【０２４２】
炉心２０Ｂの核燃料物質領域１２は、図示されていないが、上部ブランケット領域５、燃料領域３４及び下部ブランケット領域９のそれぞれの高さと同じ高さを有する上部ブランケット領域５Ａ、燃料領域３４Ａ及び下部ブランケット領域９Ａを含んでいる。上部ブランケット領域５Ａ、燃料領域３４Ａ及び下部ブランケット領域９Ａは、炉心２０Ｂの軸方向にこの順に配置される。
【０２４３】
燃料棒４４Ｊの、プレナム２の部分での外径が４．２ｍｍであり、中性子吸収部材３の外径が６．７ｍｍである。燃料棒４４Ｊの、中性子吸収材充填領域４Ａの部分での外径が９．０ｍｍである。燃料集合体格子の横断面積に対する全ての中性子吸収部材３の合計横断面積の割合が、２６．０％である。燃料集合体格子の横断面積に対する全ての中性子吸収材充填領域４Ａの合計横断面積の割合が、４６．７％である。
【０２４４】
燃料集合体４１Ｌが燃焼度ゼロのとき、その燃料集合体４１Ｌの全ての燃料棒４４Ｊ（図１９に示された燃料棒４４Ａ〜４４Ｅ）は、上部ブランケット領域５及び下部ブランケット領域９に劣化ウランを充填し、燃料領域３４には燃焼度ゼロの状態で表３に示す組成のＴＲＵを含むＴＲＵ酸化物燃料を充填している。このＴＲＵ酸化物燃料の核分裂性Ｐｕ富化度は７．４ｗｔ％であり、ＴＲＵ中のＰｕ−２３９の割合は４．０ｗｔ％である。燃料集合体４１Ｌに含まれたＴＲＵは、使用済燃料集合体に含まれた使用済核燃料を再処理することによって得られる。各ブランケット領域は、その混合酸化物燃料を充填していなく、ＴＲＵを含んでいない。なお、各ブランケット領域には劣化ウランのかわりに、天然ウランや、使用済み燃料集合体から回収される減損ウランを用いてもよい。
【０２４５】
本実施例の炉心２０Ｂを適用した軽水炉の運転中、各燃料棒４４Ｊ内で核分裂性物質の核分裂によって発生した揮発性核分裂生成物の十分な量を、１１００ｍｍの長さを有するプレナム２に貯蔵することができる。このため、燃料棒４４の健全性を確保できる。
【０２４６】
本実施例によれば、核燃料物質領域１２の上端よりも上方へ３００ｍｍの位置に、５００ｍｍの長さを有する複数の中性子吸収部材３を配置し、核燃料物質領域１２の下端よりも下方に複数の中性子吸収材充填領域４Ａを配置しているので、ＡＢＷＲでは起因事象として起こりえない事象である、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったと想定しても、核燃料物質領域１２に正の反応度が投入されることを回避することができる。その状態になったときには、核燃料物質領域１２に負の反応度が投入される。
【０２４７】
さらに、本実施例は実施例２で生じる効果を得ることができる。本実施例は、（１）及び（２）の構成を有しているので、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【０２４８】
本実施例の炉心２０Ｂでは、現行のＡＢＷＲとほぼ同じ大きさの原子炉圧力容器を用いて、電気出力４５０ＭＷを発生させたとき、取り出し燃焼度が７５ＧＷｄ／ｔ、ボイド係数が−３×１０−５Δｋ／ｋ／％ｖｏｉｄ、ＭＣＰＲが１．３になる。炉心２０Ｂでは、ＴＲＵ同位元素の割合保持を実現しつつ、燃料集合体４１Ｌが使用済燃料集合体として炉心２０Ｂから取り出されてから３年後の、使用済燃料集合体内の使用済核燃料の再処理で得られるＴＲＵの重量を、炉心に新たに装荷される燃料集合体４１ＬのＴＲＵ重量から７．４％減少させることができる。また、燃料集合体４１Ｌが炉心２０Ｂに装荷されてから取り出されるまでの期間において、燃料集合体４１Ｌ内の核燃料物質の全核分裂重量に占めるＴＲＵの核分裂重量の割合であるＴＲＵ核分裂効率は８０％である。
【実施例７】
【０２４９】
本発明の他の実施例である実施例７の軽水炉の炉心を、図１０、図３５、図３６及び表４を用いて説明する。本実施例の軽水炉の炉心２０Ｃは、（４）の構成を有する。本実施例の軽水炉の炉心２０Ｃは、電気出力が１３５０ＭＷで、８７２体の燃料集合体４１Ｍが装荷された、ＡＢＷＲの炉心である。横断面が十字型の複数の制御棒４７が、原子炉出力を制御するために、炉心２０Ｃに出し入れされる。
【０２５０】
【表４】
【０２５１】
１体の燃料集合体４１Ｍは７４本の燃料棒を有しており、燃料集合体４１Ｍの横断面は正方形をしている。燃料集合体４１Ｍは、図３６に示すように、横断面が正方形状の筒であるチャンネルボックス１３Ａ内に、外径１１．２ｍｍの７４本の燃料棒４４Ｍを配置している。これらの燃料棒４４Ｋは正方格子状に配置されている。２本の水ロッド３９が、燃料集合体４１Ｍの横断面の中央部に配置している。
【０２５２】
炉心２０Ｃの核燃料物質が装荷されている核燃料物質領域の高さが３．７１ｍである。炉心２０Ｃに装荷された複数の燃料集合体４１Ｊは、図１０に示すように、燃料集合体Ａ，Ｂ，Ｃ，Ｄ，Ｅ，Ｆ，Ｇ，Ｈを含んでいる。これらの燃料集合体は、リサイクル回数の異なるＴＲＵを核燃料物質として燃料棒４４Ｋに充填している。
【０２５３】
具体的には、燃焼度ゼロの燃料集合体Ａの各燃料棒４４Ｋは、平衡炉心から取り出された使用済燃料集合体の使用済核燃料を再処理して得られたＴＲＵ（リサイクル回数が１回のＴＲＵ）を充填している。燃焼度ゼロの燃料集合体Ｂの各燃料棒４４Ｋは、平衡炉心から取り出された使用済燃料集合体である燃料集合体Ａの使用済核燃料を再処理して得られたＴＲＵ（リサイクル回数が２回のＴＲＵ）を充填している。燃焼度ゼロの燃料集合体Ｃの各燃料棒４４Ｋは、平衡炉心から取り出された使用済燃料集合体である燃料集合体Ｂの使用済核燃料を再処理して得られたＴＲＵ（リサイクル回数が３回のＴＲＵ）を充填している。同様に、燃焼度ゼロの燃料集合体Ｄの各燃料棒４４Ｋは燃料集合体Ｃの使用済核燃料から得られたＴＲＵ（リサイクル回数が４回のＴＲＵ）を充填し、燃焼度ゼロの燃料集合体Ｅの各燃料棒４４Ｋは燃料集合体Ｄの使用済核燃料から得られたＴＲＵ（リサイクル回数が５回のＴＲＵ）を充填している。燃焼度ゼロの燃料集合体Ｆの各燃料棒４４Ｋは燃料集合体Ｅの使用済核燃料から得られたＴＲＵ（リサイクル回数が６回のＴＲＵ）を充填し、燃焼度ゼロの燃料集合体Ｇの各燃料棒４４Ｋは燃料集合体Ｆの使用済核燃料から得られたＴＲＵ（リサイクル回数が７回のＴＲＵ）を充填し、燃焼度ゼロの燃料集合体Ｈの各燃料棒４４Ｋは燃料集合体Ｇの使用済核燃料から得られたＴＲＵ（リサイクル回数が７回のＴＲＵ）を充填している。燃料集合体Ａの各燃料棒４４Ｋに充填されるＴＲＵ（リサイクル回数が１回のＴＲＵ）は、燃焼度ゼロのときにＴＲＵを含まない、低濃縮ウランを燃料棒に充填した燃料集合体の使用済核燃料から回収される。リサイクル回数の異なるＴＲＵは、混合されることなく、別々に、異なる燃料集合体（例えば、燃料集合体Ａ，Ｂ，Ｃ等）の燃料棒に充填される。
【０２５４】
炉心２０Ｃでは、ＴＲＵのリサイクルの回数が異なっている燃料集合体Ａ〜Ｈのうち、リサイクルの回数が最も少ないＴＲＵを含む複数の燃料集合体Ａを中央部に配置し、この中央部と炉心最外層領域の間において、リサイクル回数の多いＴＲＵを含む燃料集合体ほど、炉心最外層領域側に配置される。具体的には、燃料集合体Ｂ，Ｃ，Ｄ，Ｅ，Ｆ，Ｇ及びＨの各燃料集合体が、アルファベットの順に、燃料集合体Ａを配置した中央部と炉心最外層領域に向って配置される。
【０２５５】
炉心２０Ｃでは、燃料集合体Ａ１が１００体、燃料集合体Ｂ１が４０体、燃料集合体Ｃ１が２４体、燃料集合体Ｄ１が１６体、燃料集合体Ｅ１が１２体、燃料集合体Ｆ１が８体、燃料集合体Ｇ１が４体、及び燃料集合体Ｈ１が４体である。これらの体数は、各燃料集合体Ａ１、Ｂ１，Ｃ１，Ｄ１，Ｅ１，Ｆ１，Ｇ１，Ｈ１が燃焼度ゼロであるときの体数である。
【０２５６】
炉心２０Ｃに装荷された燃料集合体Ａ〜Ｈは、それぞれ、炉内滞在期間（運転サイクル数）が異なる燃料集合体を含んでいる。リサイクル回数の異なるＴＲＵを含んでいる燃料集合体を識別するアルファベット（例えば、燃料集合体の次に記載されたＡ〜Ｈ）の後に付された数字１，２，３，４，５は、該当する燃料集合体（例えば、燃料集合体Ａ、燃料集合体Ｂ等）の、炉内滞在期間（運転サイクル数）を示している。その数字が大きいほど、炉内滞在期間が長いことを意味している。「１」が付された燃料集合体は炉内滞在期間が第１サイクル目の燃料集合体であり、「５」が付された燃料集合体は炉内滞在期間が第５サイクル目の燃料集合体である。
【０２５７】
例えば、燃料集合体Ａ１は、リサイクル回数が一回のＴＲＵを含み、炉心２０Ｃに装荷されてから１つ目の運転サイクルでの運転を経験しつつある燃料集合体である。燃料集合体Ｅ５は、リサイクル回数が五回のＴＲＵを含み、炉心２０Ｃに装荷されてから５つ目の運転サイクルでの運転を経験しつつある燃料集合体である。燃料集合体Ａ〜Ｃ、及び燃料集合体Ｄの一部は、炉心２０Ｃに装荷されてから４つ目の運転サイクルの運転が終了した後、使用済燃料集合体として、原子炉から外部に取り出される。燃料集合体Ｄの残り、及び燃料集合体Ｆ〜Ｈは、炉心２０Ｃに装荷されてから５つ目の運転サイクルでの運転が終了した後、使用済燃料集合体として、原子炉から外部に取り出される。
【０２５８】
同じリサイクル回数のＴＲＵを含む複数の燃料集合体では、炉内滞在期間が異なる燃料集合体同士を隣接させて配置する。例えば、ある燃料集合体Ａ１では、図１０の左右に燃料集合体Ａ４を隣接させ、図１０の上下に燃料集合体Ａ３を隣接させて配置している。
【０２５９】
表４には、燃料集合体Ａ〜Ｈ及び使用済燃料集合体として取り出された燃料集合体のそれぞれのＴＲＵの重量及びＴＲＵの組成が示されている。表４に示されたＡ〜Ｈが燃料集合体Ａ〜Ｈに相当する。使用済燃料集合体として取り出された燃料集合体は、燃料集合体Ｈ５である。
【０２６０】
本実施例の炉心２０Ｃによれば、炉心２０Ｃのボイド率が上昇したときに、炉心２０Ｃの中心部における無限中性子実効増倍率の上昇が、炉心最外層領域における無限中性子実効増倍率の上昇より相対的に小さくなる。このため、出力分布の炉心中央部へのシフトが小さくなる（図９参照）。したがって、炉心２０Ｃに、リサイクル回数が８回のＴＲＵを含む燃料集合体Ｈ１〜Ｈ５が装荷されているのにもかかわらず、使用済燃料集合体として炉心２０Ｃから取り出された燃料集合体Ｈ５の取り出し燃焼度が４５ＧＷｄ／ｔになり、炉心２０Ｃのボイド係数が−４×１０−４％Δｋ／％ｖｏｉｄになる。炉心２０Ｃは、ＴＲＵをリサイクルしなかった場合に比べて、使用済燃料集合体の発生体数を０．５％以下に減少させることができる。
【０２６１】
本実施例の炉心２０Ｃに装荷された燃料集合体では、核燃料物質として、ＴＲＵと劣化ウランの混合酸化物燃料を用いたが、劣化ウランのかわりに、天然ウラン、及び使用済燃料集合体から回収される減損ウランを用いてもよい。また、ＴＲＵの替りに、ＴＲＵから抽出したＰｕや、ＴＲＵ中のいくつかのマイナーアクチノイド核種とＰｕを用いてもよい。
【実施例８】
【０２６２】
本発明の他の実施例である実施例８の軽水炉の炉心を、図３７及び図３８を用いて説明する。本実施例の軽水炉の炉心は、実施例１の炉心２０と同様に、前述した（１）、（２）及び（３）の構成を備えている。
【０２６３】
本実施例の炉心は、実施例１の炉心２０において燃料集合体４１を燃料集合体４１Ｎに替えた構成を有する。本実施例の炉心の他の構成は炉心２０と同じである。燃料集合体４１Ｎは燃料集合体４１において燃料棒４４を燃料棒４４Ｌに替えた構成を有する。燃料集合体４１Ｎの他の構成は燃料集合体４１と同じである。
【０２６４】
燃料集合体４１Ｎに含まれる燃料棒４４Ｌは、燃料集合体４１に含まれる燃料棒４４と同様に、プレナム２、核燃料物質領域１６及び中性子吸収材充填領域４を有する。燃料棒４４Ｌの、プレナム２、核燃料物質領域１６及び中性子吸収材充填領域４のそれぞれの部分の外径は、燃料棒４４の、それらの部分の外径と同じである。
【０２６５】
燃料集合体４１Ｎの核燃料物質が存在する核燃料物質領域１６は、図３７に示すように、上部ブランケット領域５、上部燃料領域６、内部ブランケット領域７、下部燃料領域８及び下部ブランケット領域９を有する。上部ブランケット領域５の上端より上方に上部反射体領域１０が存在し、下部ブランケット領域９の下端より下方に下部反射体領域１１が存在する。上部ブランケット領域５の高さが７０ｍｍ、上部燃料領域６の高さが２４２ｍｍ、内部ブランケット領域７の高さが５２０ｍｍ、下部燃料領域８の高さが２２０ｍｍ、下部ブランケット領域９の高さが２８０ｍｍである。下部燃料領域８の高さと上部燃料領域６の高さの和は４６２ｍｍ、上部燃料領域６の高さは下部燃料領域８の高さの１．１０倍である。上部反射体領域１０の高さが１１００ｍｍで、下部反射体領域１１の高さが７０ｍｍである。本実施例では、燃料棒４４Ｌの上部燃料領域６に充填された燃料ペレットは、他の実施例と異なり、全て中空ペレットになっている。燃料棒４４Ｌ内で、上部燃料領域６以外の上部ブランケット領域５、内部ブランケット領域７、下部燃料領域８及び下部ブランケット領域９のそれぞれに充填された全ての燃料ペレットは、他の実施例で用いられる中実ペレットである。
【０２６６】
燃料集合体４１Ｎが燃焼度ゼロのとき、その燃料集合体４１Ｎの全ての燃料棒４４Ｌは、３つのブランケット領域に劣化ウランを充填し、上部燃料領域６及び下部燃料領域８に混合酸化物燃料を充填している。燃料集合体４１Ｎの上部燃料領域６及び下部燃料領域８では、ＴＲＵの重量を１００としたときに劣化ウランを重量１７３の割合で混合した核分裂性Ｐｕの富化度が、それぞれ１８．０ｗｔ％である。ＴＲＵは、使用済燃料集合体である燃料集合体４１Ｎに含まれている使用済核燃料から再処理によって回収される。各ブランケット領域は、その混合酸化物燃料を充填していなく、ＴＲＵを含んでいない。なお、各ブランケット領域には劣化ウランのかわりに、天然ウラン、及び使用済燃料集合体から回収される減損ウランを用いてもよい。
【０２６７】
燃料集合体４１Ｎ内に配置される燃料棒４４Ｌとして、燃料棒４４Ｎ〜４４Ｒが用いられる。燃料棒４４Ｎ〜４４Ｒが、図３２に示すように、チャンネルボックス１３内に配置される。燃焼度ゼロの燃料集合体４１Ｎにおいて、上部燃料領域６及び下部燃料領域８のそれぞれにおける核分裂性Ｐｕ富化度が、燃料棒４４Ｎで１０．７ｗｔ％、燃料棒４４Ｏで１３．５ｗｔ％、燃料棒４４Ｐで１６．８ｗｔ％、燃料棒４４Ｑで１８．２ｗｔ％及び燃料棒４４Ｒで１９．５ｗｔ％である。
【０２６８】
本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、（１）、（２）及び（３）の構成を有しているので、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になった場合にも核燃料物質領域１２に正の反応度が投入されなく、燃料棒の健全性が増大し、熱的余裕が増大する。したがって、本実施例は、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【０２６９】
本実施例の炉心は、全ての制約条件を満たし増殖比１．０１を維持できる。さらに、本実施例では、燃料集合体４１Ｎにおける燃料棒４４Ｎ〜４４Ｒのそれぞれの上部燃料領域６及び下部燃料領域８で、核分裂性Ｐｕ富化度を等しくしている。このため、本実施例では、上部燃料領域６と下部燃料領域８で核分裂性Ｐｕ富化度が異なっている実施例１で用いられる燃料集合体４１と比較して、核分裂性Ｐｕ富化度の種類を９種類から５種類に減らすことができ、それだけ、製造すべき燃料ペレットの種類を低減できる。
【実施例９】
【０２７０】
本発明の他の実施例である実施例９の軽水炉の炉心を、図３９を用いて説明する。本実施例の軽水炉の炉心は、前述した（２）の構成を備えている。
【０２７１】
本実施例の炉心は、実施例１の炉心２０において燃料集合体４１を燃料集合体４１Ｑに替えた構成を有する。本実施例の炉心の他の構成は炉心２０と同じである。燃料集合体４１Ｑは燃料集合体４１において中性子吸収部材３及び中性子吸収材領域４を取り除いた構成を有する。燃料集合体４１Ｑの他の構成は燃料集合体４１と同じである。燃料集合体４１Ｑは複数の燃料棒４４Ｌを有する。燃料棒４４Ｓは、実施例１で用いられる燃料棒４４から中性子吸収材領域４を取り除いた構成を有する。
【０２７２】
本実施例は、燃料棒４４Ｓの、プレナム２の部分での外径が５．８ｍｍでありプレナム２の長さが１１００ｍｍである。燃料棒４４Ｓの、核燃料物質領域１６の部分での外径が１０．１ｍｍである。チャンネルボックス１３内の単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合が５３％である。
【０２７３】
このため、プレナム２の容積が増大するので、燃料棒の健全性を増大することができる。さらに、燃料棒４４Ｓ内に形成されるプレナム２の部分の外径が、燃料棒４４Ｓの、プレナム部より下方の核燃料物質充填領域１６の部分の外径よりも小さくなっているので、炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに、核燃料物質領域１２に投入される反応度が１ドル以下になる。このため、第１設計基準外事故の複合事象が発生しても、高圧炉心注水系の作動により、炉心に注水される冷却水の流量で燃料棒が冷却可能な出力まで、出力が自動的に低下してＢＷＲの安全性が保たれる。したがって、本実施例は、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【０２７４】
本実施例の炉心は、全ての制約条件を満たし増殖比１．０１を維持できる。
【実施例１０】
【０２７５】
本発明の他の実施例である実施例１１の軽水炉の炉心を、図４０及び表５を用いて説明する。本実施例の軽水炉の炉心は、実施例２の炉心２０Ａと同様に、前述した（１）、（２）及び（３）の構成を備えている。
【０２７６】
【表５】
【０２７７】
本実施例の炉心は、実施例２において燃料集合体４１Ｈを燃料集合体４１Ｒ（図４１参照）に替えた構成を有する。本実施例の炉心の他の構成は炉心２０Ａと同じである。
【０２７８】
本実施例の炉心に装荷された燃料集合体４１Ｒにおける核燃料物質領域１６Ａは、燃料集合体４１Ｈと同様に、上部ブランケット領域５、上部燃料領域６、内部ブランケット領域７及び下部燃料領域８を有する。上部ブランケット領域５の高さが５０ｍｍ、上部燃料領域６の高さが１８３ｍｍ、内部ブランケット領域７の高さが５６０ｍｍ、下部燃料領域８の高さが１７３ｍｍである。上部ブランケット領域５の上方に高さ１１００ｍｍの上部反射体領域１０が存在し、下部燃料領域８の下方に高さ７０ｍｍの下部反射体領域１１が存在する。上部燃料領域６の高さは、下部燃料領域８の高さの１．０６倍である。
【０２７９】
燃料集合体４１Ｒは、チャンネルボックス１３内に、外径７．６ｍｍの３９７本の燃料棒を正三角形格子に配置している。燃料棒の相互間の間隙が１．８ｍｍであり、最外層の燃料棒列の一辺には１１本の燃料棒が配置される。燃料集合体４１Ｒが燃焼度ゼロのとき、その燃料集合体４１Ｒの全ての燃料棒は、上部ブランケット領域５及び内部ブランケット領域７に劣化ウランを充填し、上部燃料領域６及び下部燃料領域８には燃焼度ゼロの状態で表５に示す組成のＴＲＵを含むＴＲＵ酸化物燃料を充填している。このＴＲＵ酸化物燃料の核分裂性Ｐｕ富化度は１８．０ｗｔ％であり、ＴＲＵ中のＰｕ−２３９の割合は１３．４ｗｔ％である。
【０２８０】
本実施例は、実施例２で生じる各効果を得ることができる。本実施例の炉心は、実施例２の炉心２０Ａに装荷された燃料集合体４１ＨのＴＲＵ組成とは異なるＴＲＵ組成においても、ＴＲＵを効率良く消滅させることができる。
【実施例１１】
【０２８１】
本発明の他の実施例である実施例１１の軽水炉の炉心を、図４１及び表６を用いて説明する。本実施例の軽水炉の炉心は、実施例２の炉心２０Ａと同様に、前述した（１）及び（２）の構成を備えている。
【０２８２】
【表６】
【０２８３】
本実施例の炉心は、実施例２において燃料集合体４１Ｈを燃料集合体４１Ｓ（図４１参照）に替えた構成を有する。本実施例の炉心の他の構成は炉心２０Ａと同じである。
【０２８４】
本実施例の炉心に装荷された燃料集合体４１Ｓにおける核燃料物質領域１６Ａは、燃料集合体４１Ｈと同様に、上部ブランケット領域５、上部燃料領域６、内部ブランケット領域７及び下部燃料領域８を有する。上部ブランケット領域５の高さが２０ｍｍ、上部燃料領域６の高さが２１７ｍｍ、内部ブランケット領域７の高さが５６０ｍｍ、下部燃料領域８の高さが２２４ｍｍである。また、上部反射体領域１０の高さが１１００ｍｍ、下部反射体領域１１の高さが７０ｍｍである。
【０２８５】
燃料集合体４１Ｓの横断面は図２３と同じである。燃料集合体４１Ｓが燃焼度ゼロのとき、その燃料集合体４１Ｓの全ての燃料棒は、上部ブランケット領域５及び内部ブランケット領域７に酸化トリウムを充填する。本実施例の炉心２０Ａに装荷する燃料集合体４１Ｓの上部燃料領域６及び下部燃料領域８が、燃料集合体４１Ｓが燃焼度ゼロのとき、現行のＡＢＷＲ炉心から取り出された取り出し燃焼度４５ＧＷｄ／ｔの使用済燃料集合体（低濃縮ウランを含む）を再処理して得られた表６の組成を有するＴＲＵ（以下、現行炉排出ＴＲＵという）、及びトリウムの混合酸化物燃料を含んでいる。燃焼度ゼロの燃料集合体４１Ｓを装荷した炉心は、ＴＲＵ第１世代リサイクル炉心（以下、ＲＧ１炉心という）である。その現行のＡＢＷＲ炉心には、低濃縮ウランを含む燃料集合体が装荷される。ＲＧ１炉心から使用済燃料集合体として取り出された燃料集合体４１Ｓを再処理して得られたＴＲＵに、表６に示す組成を有する現行炉排出ＴＲＵを、炉心が臨界になる量だけ追加する。この追加によって得られたＴＲＵ、及びトリウムの混合酸化物燃料を、上部燃料領域６及び下部燃料領域８に含む燃焼度ゼロの燃料集合体４１Ｓを装荷した炉心が、ＴＲＵ第２世代リサイクル炉心（以下、ＲＧ２炉心）である。以後、ＴＲＵのリサイクルを繰り返す毎に、各世代のＴＲＵリサイクル炉心から発生する使用済燃料集合体である燃料集合体４１Ｓを再処理して得られるＴＲＵに、現行炉排出ＴＲＵを、炉心が臨界になる量だけ追加し、この追加により得られたＴＲＵ及びトリウムの混合酸化物燃料を上部燃料領域６及び下部燃料領域８に含む燃焼度ゼロの燃料集合体４１Ｓを炉心２０Ａに装荷し、この炉心２０Ａから取り出された使用済燃料集合体である燃料集合体４１Ｓを再処理して得られるＴＲＵの組成がほぼ一定になるまで繰り返される。
【０２８６】
図４２には、各リサイクル世代のリサイクル炉心に装荷された燃焼度ゼロの新燃料集合体に追加した現行炉排出ＴＲＵの重量が特性５４に、これらのリサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体に含まれるＴＲＵの重量が特性５３にそれぞれ示されている。図４３には、各リサイクル世代のリサイクル炉心に装荷された燃焼度ゼロの燃料集合体内のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合割合が特性５５に、これらのリサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合が特性５６にそれぞれ示される。各ブランケット領域は、その混合酸化物燃料が充填されていなく、ＴＲＵを含んでいない。
【０２８７】
ＲＧ１炉心からＲＧ１０炉心までの各リサイクル世代の炉心は、現行炉排出ＴＲＵを含み取り出し燃焼度が６５ＧＷｄ／ｔの燃料集合体が装荷されている。これらのリサイクル世代の炉心では、現行炉排出ＴＲＵが核分裂される。本実施例では、これらのリサイクル世代の炉心において、図４４に示す特性５７のようにボイド係数が負で、特性５８のようにＢＷＲでは起因事象として起こりえない、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になった場合で、さらに全ての制御棒が作動しないと仮定した場合であっても、正の反応度が投入されることはない。
【０２８８】
本実施例は、実施例２で生じる各効果を得ることができる。本実施例により、実施例２とは異なるＴＲＵ組成の核燃料物質においても、ＴＲＵを効率良く消滅させることができる。
【０２８９】
W.S.Yang et al., A Metal Fuel Core Concept for 1000MWt Advanced Burner Reactor. GLOBAL ’07 Boise, USA, September, 2007, P.52には、軽水炉の使用済核燃料を再処理して回収されたＴＲＵを核分裂させて減量するナトリウム冷却型のＡＢＲの概念が記載されている。さらに、この文献は、現在運転中の軽水炉とＡＢＲを共存させて運転することにより、軽水炉から発生するＴＲＵを、軽水炉、ＡＢＲ及び燃料サイクル施設内に閉じ込めることができ、ＴＲＵを原子炉外に貯蔵する必要がなくなり、長寿命放射性廃棄物の量を大幅に削減できることができることについても記載している。
【０２９０】
しかし、ＡＢＲは、劣化ウランにＴＲＵを富化した核燃料物質を使用し、冷却材としてＮａを使用するので、炉心内の中性子エネルギーが高くなる。このため、富加したＴＲＵが核分裂して削減されると同時に、Ｕ−２３８から新たに作られるＴＲＵも多い。現在運転中の軽水炉からのＴＲＵの全量をＡＢＲに収容するためには、軽水炉一基あたりＡＢＲ一基の割合で建設する必要がある。ＡＢＲは軽水炉に比べて発電コストが高くなると予想されるので、軽水炉のみの運転の場合に比べて、経済性が損なわれる恐れがある。
【０２９１】
そこで、劣化ウランにＴＲＵを富加する替りに、ＴＲＵが新たに発生しないトリウムにＴＲＵを富加した核燃料物質を含む燃料集合体を、炉心内の中性子エネルギーの低い、特開Ｐ２００８−２１５８１８号公報に記載されたＴＲＵ消滅炉に装荷して運転することにより、ＴＲＵの新たな発生を防ぎ、ＴＲＵの核分裂効率を促進することができる。このため、軽水炉三基分のＴＲＵを本実施のＴＲＵ消滅炉一基で核分裂させることが可能になって、発電コストの高いＮａ冷却のＡＢＲが不要となり、大幅に経済性が向上する。
【実施例１２】
【０２９２】
本発明の他の実施例である実施例１２の軽水炉の炉心を、図４５から図４６、表７及び表８を用いて以下に詳細に説明する。本実施例の炉心は、実施例７と同様な炉心２０Ｃであり、現在運転中の電気出力が１３５０ＭＷで、炉心に装荷されている８７２体の燃料集合体及び燃料集合体当り７４本の燃料棒を有するＡＢＷＲの炉心である。この炉心は、ＴＲＵ消滅炉の炉心である。本実施例の構成は、実施例７と異なる部分について説明し、実施例７と同じ構成の説明は省略する。
【０２９３】
【表７】
【０２９４】
本実施例の炉心２０Ｃの横断面は図３５と同じであり、この炉心２０Ｃに装荷する燃料集合体４１Ｍの横断面は図３６と同じである。この炉心２０Ｃには、核燃料物質領域の高さが３．７１ｍの燃料集合体４１Ｍが装荷されている。また、ＰＷＲの炉心には、低濃縮ウランを含む燃料集合体が装荷されている。ＰＷＲの炉心から取り出された取り出し燃焼度５０ＧＷｄ／ｔの使用済燃料集合体を再処理して得られた表７の組成を有するＴＲＵ（以下、現行炉排出ＴＲＵ）、及び劣化ウランの混合酸化物燃料を有する燃焼度ゼロの燃料集合体を装荷した炉心が、ＴＲＵ第１世代リサイクル炉心（以下、ＲＧ１炉心という）である。このＲＧ１炉心から取り出された使用済燃料集合体を再処理して得られるＴＲＵに、表７に示す組成を有する現行炉排出ＴＲＵを、炉心が臨界になる量だけ追加する。この追加によって得られたＴＲＵ及び劣化ウランの混合酸化物燃料を有する燃焼度ゼロの燃料集合体を装荷した炉心が、ＴＲＵ第２世代リサイクル炉心（以下、ＲＧ２炉心）である。以後、ＴＲＵのリサイクルを繰り返す毎に、各世代のリサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体を再処理して得られるＴＲＵに、現行炉排出ＴＲＵを炉心が臨界になる量だけ追加し、得られたＴＲＵ及び劣化ウランの混合酸化物燃料を有する燃焼度ゼロの燃料集合体を、炉心に装荷する。
【０２９５】
【表８】
【０２９６】
表８に、ＲＧ１炉心からＲＧ８炉心までの各リサイクル世代のリサイクル炉心における燃焼度ゼロの燃料集合体に含まれるＴＲＵ組成、及びＲＧ８炉心から取り出した使用済燃料集合体に含まれるＴＲＵの組成を示す。図４５には、ＲＧ１炉心からＲＧ８炉心までの各リサイクル世代のリサイクル炉心に装荷される燃焼度ゼロの燃料集合体に追加した現行炉排出ＴＲＵの重量が特性６０に、これらのリサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体に含まれたＴＲＵの重量が特性５９にそれぞれ示される。図４６には、ＲＧ１炉心からＲＧ８炉心までの各リサイクル世代のリサイクル炉心に装荷される燃焼度ゼロの燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合が特性６１に、これらのリサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合が特性６２にそれぞれ示される。
【０２９７】
ＲＧ１炉心からＲＧ８炉心までの各リサイクル世代の炉心は、現行炉排出ＴＲＵを含み取り出し燃焼度が４５ＧＷｄ／ｔの燃料集合体が装荷されている。これらのリサイクル世代の炉心では、現行炉排出ＴＲＵが核分裂される。本実施例では、これらのリサイクル世代の炉心において、図４７に示す特性６３のようにボイド係数が負で、特性６４のようにＢＷＲでは起因事象として起こりえない、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になった場合で、さらに全ての制御棒が作動しないと仮定した場合であっても、ＲＧ７炉心までは正の反応度が投入されることはない。ＲＧ８炉心においては、1ドル以下の正の投入反応度であるが、安全上十分な負のボイド係数を有している。
【０２９８】
本実施例では、ＲＧ１炉心からＲＧ７炉心までの使用済燃料集合体はすべて再処理され、排出したＴＲＵは現行炉排出ＴＲＵと共に次のリサイクル世代の炉心に引き継がれる。従って、ＲＧ１炉心からＲＧ８炉心で、使用済燃料集合体として残されるのは、ＲＧ８炉心から毎年取り出される２０８体のみである。一方、ＲＧ１炉心からＲＧ８炉心までに使用されるＴＲＵ約１４トンを供給するには、ＡＢＷＲで現在使用されている低濃縮ウランの燃料集合体に換算してその使用済燃料集合体約８０００体を再処理する必要がある。本実施例のＡＢＷＲと現在運転中の低濃縮ウランを使用しているＡＢＷＲを併用することにより、残される使用済燃料集合体数は、低濃縮ウラン燃料を使用したＡＢＷＲのだけを運転する場合の約２．６％に大幅に減少させることが出来る。
【実施例１３】
【０２９９】
本発明の他の実施例である実施例１３の軽水炉の炉心を、図４８から図５０、及び表６を用いて以下に詳細に説明する。本実施例の炉心は、実施例１２と同様な炉心２０Ｃであり、現在運転中の電気出力が１３５０ＭＷで、炉心に装荷されている８７２体の燃料集合体及び燃料集合体当り７４本の燃料棒を有するＡＢＷＲの炉心である。この炉心は、ＴＲＵ消滅炉の炉心である。本実施例の構成は、実施例１２と異なる部分について説明し、実施例１２と同じ構成の説明は省略する。
【０３００】
本実施例の炉心２０Ｃには、核燃料物質領域の高さが３．７１ｍの燃料集合体４１Ｍが装荷されている。また、ＰＷＲの炉心には、低濃縮ウランを含む燃料集合体が装荷されている。炉心２０Ｅの核燃料物質が装荷されている。また、ＡＢＷＲの炉心には、低濃縮ウランを含む燃料集合体が装荷されている。ＡＢＷＲの炉心から取り出された取り出し燃焼度４５ＧＷｄ／ｔの使用済燃料集合体を再処理して得られた表６の組成を有するＴＲＵ（以下、現行炉排出ＴＲＵ）、及びトリウムの混合酸化物燃料を有する燃焼度ゼロの燃料集合体を装荷した炉心が、ＴＲＵ第１世代リサイクル炉心（以下、ＲＧ１炉心という）である。このＲＧ１炉心から取り出された使用済燃料集合体を再処理して得られるＴＲＵに、表６に示す組成を有する現行炉排出ＴＲＵを、炉心が臨界になる量だけ追加する。この追加によって得られたＴＲＵ及びトリウムの混合酸化物燃料を有する燃焼度ゼロの燃料集合体を装荷した炉心が、ＴＲＵ第２世代リサイクル炉心（以下、ＲＧ２炉心）である。以後、ＴＲＵのリサイクルを繰り返す毎に、各世代のリサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体を再処理して得られるＴＲＵに、現行炉排出ＴＲＵを炉心が臨界になる量だけ追加し、得られたＴＲＵ及びトリウムの混合酸化物燃料を有する燃焼度ゼロの燃料集合体を、炉心に装荷する。
【０３０１】
図４８には、各リサイクル世代のリサイクル炉心に装荷される燃焼度ゼロの燃料集合体に追加した現行炉排出ＴＲＵの重量が特性６６に、これらのリサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体中のＴＲＵの重量が特性６５にそれぞれ示されている。図４９には、各リサイクル世代のリサイクル炉心に装荷される燃焼度ゼロの燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合が特性６７に、これらのリサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合が特性６８にそれぞれ示されている。
【０３０２】
ＲＧ１炉心からＲＧ４炉心までの各リサイクル世代の炉心は、現行炉排出ＴＲＵを含み取り出し燃焼度が４５ＧＷｄ／ｔの燃料集合体が装荷されている。これらのリサイクル世代の炉心では、現行炉排出ＴＲＵが核分裂される。本実施例では、これらのリサイクル世代の炉心において、図５０に示す特性６９のようにＲＧ３まではボイド係数が負で、図５０に示す特性７０のように、ＡＢＷＲでは起因事象として起こりえない、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になった場合で、さらに全ての制御棒が作動しないと仮定した場合であっても、ＲＧ３までは正の反応度が投入されることはない。
【０３０３】
本実施例では、ＲＧ４以降のＴＲＵ多重リサイクルは安全上の課題が解決する必要があるが、ＡＢＲや他の実施例に比べてＲＧ１の現行炉排出ＴＲＵの使用量が大きい。トリウムを含む燃料集合体の再処理技術が確立されるまでＲＧ２炉心以降は当面実施しないとして、ＲＧ１炉心と現在の低濃縮ウランを使用しているＡＢＷＲを併用する場合を評価する。ＲＧ１炉心から毎年取り出される使用済燃料集合体は２０８体である。一方、ＲＧ１炉心で使用されるＴＲＵ約５．７トンを供給するには、ＡＢＷＲで現在使用されている低濃縮ウラン燃料集合体の使用済燃料集合体約３２００体を再処理する必要がある。ＲＧ１炉心のＡＢＷＲと現在運転中の低濃縮ウランを使用しているＡＢＷＲを併用することにより、残される使用済み燃料体数は低濃縮ウラン燃料を使用したＡＢＷＲだけを運転する場合の約６．５％に大幅に減少させることが出来る。本実施例は、現在運転中のＡＢＷＲにおいて燃料集合体を変更するだけで使用済燃料集合体数の大幅削減を実現できる方法の一つである。また現在ＴＲＵ処分の選択肢の一つとして考えられている使用済燃料集合体をそのまま地層処分する場合には、ＴＲＵとウランの混合酸化物燃料ペレットよりＴＲＵとトリウムの混合酸化物燃料ペレットの方が化学的にはるかに安定であると考えられているので、トリウムを含む燃料集合体の再処理技術が確立されるまでの有効な方法となる。
【符号の説明】
【０３０４】
１…沸騰水型原子炉、２，２Ａ，２Ｂ…プレナム、３，３Ａ，３Ｂ…中性子吸収部材、４…中性子吸収材充填領域、５，５Ａ…上部ブランケット領域、６，６Ａ…上部燃料領域、７，７Ａ…内部ブランケット領域、８，８Ａ…下部燃料領域、９，９Ａ…下部ブランケット領域、１０…上部反射体領域、１１…下部反射体領域、１２，１６，１６Ａ…核燃料物質領域、１４…上部タイプレート、１５…下部タイプレート、２０，２０Ａ…炉心、２５…炉心シュラウド、２７…原子炉圧力容器、３４…燃料領域、３５Ａ，３５Ｃ…第１領域、３５Ｂ，３５Ｄ…第２領域、４１，４１Ａ〜４１Ｎ，４１Ｑ〜４１Ｓ…燃料集合体、４２，４７…制御棒、４４，４４Ａ〜４４Ｎ，４４Ｐ〜４４Ｓ…燃料棒。
【技術分野】
【０００１】
本発明は、軽水炉の炉心及び燃料集合体に係り、特に、沸騰水型原子炉に適用するのに好適な軽水炉の炉心及び燃料集合体に関する。
【背景技術】
【０００２】
多くの同位元素があるアクチニド核種は、軽水炉の炉心内に装荷された燃料集合体内の核燃料物質に富化された状態で炉心内にて燃焼するとき、中性子捕獲や核崩壊等の種々の核反応により、同位元素間を順次移行する。アクチニド核種では、共鳴領域及び熱中性子に対して大きな核分裂断面積を有するいわゆる奇数核、及び高速中性子によってのみ核分裂するいわゆる偶数核が存在するため、一般に燃焼とともに燃料集合体に含まれたアクチニド核種の各同位元素の存在割合が大きく変化する。この存在割合の変化は、炉心内における燃料集合体の装荷位置での中性子エネルギースペクトルに依存することが知られている。
【０００３】
現在の軽水炉は、低濃縮ウランを核燃料として使用している。しかしながら、天然のウラン資源には限りがあるので、軽水炉に用いられる燃料集合体を、ウラン濃縮時の残渣である劣化ウラン、天然ウラン、トリウム及び減損ウラン等に、軽水炉の使用済燃料集合体から抽出された超ウラン核種（以下、ＴＲＵという）を富化した核燃料物質を用いるリサイクル型燃料集合体に順次置き換えていく必要がある。なお、劣化ウラン、天然ウラン、トリウム、減損ウラン及びＴＲＵ等を、核燃料物質と称する。核燃料物質を有する燃料集合体は、軽水炉の炉心に装荷される。商用炉が必要であると予想されるかなり長い期間にわたってＴＲＵ及びトリウムに中性子が吸収されて新しく生まれるＵ−２３３は有効な資源としてリサイクルされ、その間、常にＴＲＵの量及びＵ−２３３が増加するか、ほぼ一定に保たれていることが望ましい。
【０００４】
現在商用炉の大部分を占めている軽水炉で、核燃料の燃焼を通じて核分裂性Ｐｕ量が増加またはほぼ一定である増殖炉を実現する技術が、特許３４２８１５０号公報及びR.TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL ’95 Versailles, France, September, 1995, P.938に記載されている。特許３４２８１５０号公報及びR.TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL ’95 Versailles, France, September, 1995, P.938に記載されている増殖炉を実現した軽水炉は、複数の燃料棒を三角格子で稠密に配列した、横断面が六角形をしている複数の燃料集合体を、炉心に配置している。この軽水炉の炉心は、燃料棒の稠密配置によって燃料棒周りの水の量を少なくして共鳴及び高速エネルギー中性子の割合を増やすとともに、ＴＲＵの混合酸化物燃料領域の高さを低くして、その上下に劣化ウランのブランケット領域を配置し、安全基準である負のボイド係数を維持している。その炉心は、G. A. Ducat et al., “EVALUATION OF THE PARFAIT BLANKET CONCEPT FOR FAST BREEDER REACTORS”, MITNE-157, January, 1974に記載されたパッフェ型炉心の概念を適用して炉心部を二段重ねとして経済性と安全性を確保しつつ、増殖比を１以上にしている。
【０００５】
ＴＲＵをリサイクルするためには、使用済燃料の再処理が不可欠である。しかしながら、民生用のＴＲＵが大量破壊兵器に転用される恐れから、核不拡散に対する要求がますます厳しくなり、ＴＲＵリサイクル時の制約が厳しくなってきている。
【０００６】
また、将来のいつの日かに、核分裂炉に代わるより優れた発電システムが実用化されるときが必ず来るので、その時にはＴＲＵは濃縮ウランに相当するきわめて有用な核燃料から、厄介ものの長寿命廃棄物に成り下がることになる。したがって、ウランを核燃料として用いる軽水炉を広く世界に普及させるためには、使用済核燃料に残されるＴＲＵの処分方法、すなわち、ＴＲＵを核分裂させて核分裂生成物にする、いわゆる、ＴＲＵ消滅炉を準備しておくことが、原子力開発の最重要課題になっている。
【０００７】
特開２００８−２１５８１８号公報及びR.TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL ’07 Boise, USA, September, 2007, P.1725は、使用済核燃料を再処理して得られたＴＲＵを、新たな核燃料として再利用するリサイクルを繰り返し行う多重イサイクルを実現するために、ＴＲＵの各同位元素の存在割合をほぼ一定に保ってＴＲＵをリサイクルする軽水増殖炉及びＴＲＵを核分裂させるＴＲＵ消滅炉を提案している。
【０００８】
この軽水増殖炉は、ＴＲＵ量を一定に保持しもしくは増加する状態で核燃料をリサイクルし、高燃焼度化及び核拡散抵抗性を高めた燃料集合体を装荷した炉心を有している。ＴＲＵ消滅炉は、軽水炉がその使命を終えるときが近づいたときに、ＴＲＵが超寿命放射性廃棄物になることを避けるために、核燃料再処理により回収したＴＲＵを核分裂で減少させながらＴＲＵを順次集約し、最後の一炉心分を除いて全てのＴＲＵを核分裂させる原子炉である。
【０００９】
R.TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL ’95 Versailles, France, September, 1995, P.938、及びR.TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL ’07 Boise, USA, September, 2007, P.1725に記載されている、使用済核燃料から回収されたこれらのＴＲＵをリサイクルする軽水炉では、異常な過渡変化及び事故等の設計基準を満たすために、十分な安全余裕を持ってＴＲＵ量を一定に保ってＴＲＵをシード燃料として有効利用し、すべての劣化ウランを燃焼させることにより、エネルギー長期安定供給を実現している。さらに、核分裂炉がその使命を終えてＴＲＵが不要になったときにＴＲＵを全て核分裂させてＴＲＵが超寿命廃棄物になることを防ぐことができるリサイクル炉の実現が可能になった。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１０】
【特許文献１】特許３４２８１５０号公報
【特許文献２】特開２００８−２１５８１８号公報
【非特許文献１】R.TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL ’95 Versailles, France, September, 1995, P.938
【非特許文献】
【００１１】
【非特許文献２】G. A. Ducat et al., “EVALUATION OF THE PARFAIT BLANKET CONCEPT FOR FAST BREEDER REACTORS”, MITNE-157, January, 1974
【非特許文献３】R.TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL ’07 Boise, USA, September, 2007, P.1725
【非特許文献４】W.S.Yang et al., A Metal Fuel Core Concept for 1000MWt Advanced Burner Reactor GLOBAL' 07 Boise, USA, September, 2007, P.52
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１２】
また軽水炉の普及にあたり、軽水炉で新たに作られるＴＲＵが超寿命放射性廃棄物になることへの危惧と、ＴＲＵが大量破壊兵器に転用されることへの恐れが、大きな障害となっており、ＴＲＵをエネルギー長期安定供給のための劣化ウランを核分裂させるためのシード燃料としての役割を担う前に、軽水炉からのＴＲＵをとにかく核分裂させると共に、核不拡散抵抗性の高い同位元素比の状態でリサイクルを繰り返すことで、最終的に使用済み燃料集合体の体数を出来るだけ少なくする技術を確立して、軽水炉普及のための障害を取り除きたいとの動きが強くなっている。そして、それらの技術は、現在運転中の軽水炉で燃料集合体を取り替えるだけで実施できれば、より望ましいとする、新たなニーズが生じている。
【００１３】
近年、原子炉の安全性に対する考え方を厳しくする動きがある。例えば、何らかの原因で炉心流量が急激に低下した時に制御棒全数挿入不能という複合事象時等の設計基準の枠外の事故（Anticipated Transient Without Scram（ＡＴＷＳ）：スクラムなしの過渡事象）にも十分対応できる安全余裕を持つ、より安全ポテンシャルが高い炉心が求められている。
【００１４】
そこで、発明者らは、最も厳しいと考えられる事象である、炉心全体が蒸気で満たされた状態（炉心全体が１００％ボイドになった状態）を想定し、軽水炉固有の安全性に対する余裕のさらなる向上について検討を行なった。仮に炉心全体が１００％ボイドになった状態では、炉心に正の反応度が投入される。この正の反応度の投入は避ける必要があり、軽水炉固有の安全性に対する余裕のさらに向上させなければならない。
【００１５】
本発明の目的は、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる軽水炉の炉心及び燃料集合体を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１６】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、炉心内に存在して超ウラン核種を含む核燃料物質を有する核燃料物質領域であって高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にある核燃料物質領域の上方に、中性子吸収部材を配置したことにある。
【００１７】
高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にある核燃料物質領域を有する炉心では、核燃料物質領域から外部に漏洩する中性子の量が多いので、軽水炉の運転中に、何らかの原因で、仮に、炉心全体が１００％ボイドの状態になったとき、核燃料物質領域の上方に配置された中性子吸収部材が、核燃料物質領域から漏洩した中性子を吸収する。このため、核燃料物質領域の外部に存在する構造部材に反射して核燃料物質領域に戻される、漏洩した中性子の量が極めて少なくなるので、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに、核燃料物質領域に正の反応度が投入されない。これは、軽水炉の固有の安全性に対する余裕を向上させることができ、これにより、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【００１８】
炉心内で、核燃料物質が配置されている領域が核燃料物質領域である。核燃料物質領域の高さは、燃料集合体の燃料有効長と同じである。
【００１９】
炉心に装荷された燃料集合体に含まれた各燃料棒において、燃料棒の超ウラン核種を含む核燃料物質領域の上方に形成されたプレナムの外径を、３ｍｍ以上で核燃料物質領域での燃料棒の外径よりも小さくすることによっても、上記の目的を達成することができる。プレナムの長さは４００ｍｍ〜２５００ｍｍの範囲内にある。
【００２０】
長さが４００ｍｍ〜２５００ｍｍの範囲内に存在する、燃料棒のプレナムの部分での外径を、３ｍｍ以上で核燃料物質領域での燃料棒の外径よりも小さくするので、ＢＷＲの運転中に何らかの原因で炉心流量が急激に低下し、且つ、全ての制御棒が炉心に挿入されない、設計基準を超える複合事象（後述の第１設計基準外事故）が発生した場合でも、プレナムを画定する構造部材に反射されて核燃料物質充填領域に戻される、漏洩中性子の量が減少する。このため、万が一、第１設計基準外事故が発生した場合でも、ＢＷＲの固有の安全性によりボイド係数が負になるので、高圧炉心注水系の作動により燃料棒が冷却可能な出力まで自動的に低下し、炉心の安全余裕が増大する。さらに、プレナムの容積が増大するので、燃料棒の健全性が増大する。したがって、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【００２１】
炉心内の核燃料物質領域内に、炉心の軸方向において、上部ブランケット領域、超ウラン核種を含む核燃料物質が存在する上部燃料領域、内部ブランケット領域、超ウラン核種を含む核燃料物質が存在する下部燃料領域、及び下部ブランケット領域を上方よりこの順番に形成しており、下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウムの割合を、上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウムの割合よりも大きくすることによっても、上記の目的を達成することができる。
【００２２】
下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウムの割合を、上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウムの割合よりも大きくするので、下部燃料領域の熱的余裕が減少し、上部燃料領域での熱的余裕が増大する。上部燃料領域でのボイド率が下部燃料領域でのボイド率よりも大きいので、上部燃料領域での熱的余裕の増加度合いが下部燃料領域での熱的余裕の減少度合いよりも大きくなるので、炉心全体では熱的余裕が増加する。このように、熱的余裕が増加し、安全余裕が増大するので、下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウムの割合が、上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウムの割合よりも大きくすることにより、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【００２３】
超ウラン核種を含み、超ウラン核種のリサイクルの回数が異なっている複数の燃料集合体が装荷され、これらの燃料集合体のうち、リサイクルの回数が最も少ない超ウラン核種を含む複数の燃料集合体を炉心の中央部に配置し、この中央部と炉心最外層領域の間において、リサイクル回数の多い超ウラン核種を含む燃料集合体ほど、炉心最外層領域側に配置したことは、別の特徴である。
【００２４】
燃料集合体に含まれている超ウラン核種のリサイクルの回数に基づいて上記のように燃料集合体を配置した炉心を構成することによって、使用済燃料集合体の体数を減少させることができる。すなわち、炉心に装荷された複数の燃料集合体のうち、リサイクル回数の多い超ウラン核種を含む燃料集合体ほど、炉心最外層領域側に配置することによって、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になった場合において、炉心中心部への半径方向の出力分布のシフトを緩和することができ、使用済燃料集合体の体数を減少させることができる。
【００２５】
原子炉から取り出された使用済燃料集合体に含まれている使用済核燃料に対して核燃料再処理が行われる。この使用済核燃料に対する核燃料再処理によって、使用済核燃料に含まれている超ウラン核種が回収され、回収された超ウラン核種を用いて新たな燃料集合体が製造される。この新たな燃料集合体は、原子炉内に装荷されて所定の運転サイクル数の間、原子炉内で使用され、その後、使用済燃料集合体として原子炉から取り出される。取り出された使用済燃料集合体に含まれた使用済核燃料に対して、核燃料再処理が実行され、超ウラン核種が回収される。このように、超ウラン核種がリサイクルされて使用される。超ウラン核種のリサイクル回数とは、超ウラン核種が核燃料再処理によって使用済核燃料から回収されて新たな燃料集合体に含まれて原子炉で使用される回数である。
【００２６】
（Ａ１）超ウラン核種の複数の同位元素を含む核燃料物質を有する複数の燃料集合体が装荷されており、核燃料物質が存在する核燃料物質領域を有し、核燃料物質領域の高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にあり、中性子吸収部材が核燃料物質領域の上方に配置されている軽水炉の炉心において、さらに、好ましい構成を以下に説明する。
【００２７】
好ましくは、（Ａ２）上記のＡ１において、燃料集合体が、核燃料物質領域を内部に形成している複数の燃料棒の下端部を支持する下部燃料支持部材、及び複数の燃料棒の上端部を支持する上部燃料支持部材を有し、燃料棒の内部で核燃料物質領域の上方にプレナムが形成されており、中性子吸収部材が、上部燃料支持部材の下方に配置されることが望ましい。
【００２８】
好ましくは、（Ａ３）上記のＡ２において、中性子吸収部材が隣り合う燃料棒のプレナム相互間に配置されることが望ましい。
【００２９】
好ましくは、（Ａ４）上記のＡ１〜Ａ３のいずれか１つにおいて、中性子吸収部材の、炉心の軸方向における長さが２０ｍｍ〜７００ｍｍの範囲内にあり、核燃料物質領域の上端と中性子吸収部材の下端の間の距離が２３０ｍｍ〜５００ｍｍの範囲内にあることが望ましい。
【００３０】
好ましくは、（Ａ５）上記のＡ１〜Ａ４のいずれか１つにおいて、全ての中性子吸収部材の横断面積の合計が、燃料集合体格子の横断面積の１０〜５０％の範囲内にあることが望ましい。
【００３１】
好ましくは、（Ａ６）上記のＡ１において、核燃料物質領域の下方に、他の中性子吸収部材を配置したことが望ましい。
【００３２】
好ましくは、（Ａ７）上記のＡ２またはＡ３において、中性子吸収材充填領域が、燃料棒内で、核燃料物質領域の下方に形成されることが望ましい。
【００３３】
好ましくは、（Ａ８）上記のＡ７において、中性子吸収材充填領域の、炉心（または燃料集合体）の軸方向における長さが１０ｍｍ〜１５０ｍｍの範囲内にあることが望ましい。
【００３４】
好ましくは、（Ａ９）上記のＡ７またはＡ８において、燃料棒の中性子吸収材充填領域の部分での外径が、燃料棒の核燃料物質領域の部分での外径以上で、隣り合う燃料棒の、中性子吸収材充填領域の部分での外面相互間の間隔が１．３ｍｍ以上形成される範囲内にあることが望ましい。
【００３５】
好ましくは、（Ａ１０）上記のＡ２またはＡ３において、燃料棒の前記プレナムの部分の外径が、燃料棒の核燃料物質領域の部分の外径よりも小さくて３ｍｍ以上の範囲内にあり、プレナムの、炉心（または燃料集合体）の軸方向の長さが４００ｍｍ〜２５００ｍｍの範囲内にあることが望ましい。
【００３６】
好ましくは、（Ａ１１）上記のＡ２またはＡ３において、プレナムが第１領域及び第１領域の上方に配置された第２領域を含んでおり、燃料棒の第１領域の部分の外径が燃料棒の核燃料物質領域の部分の外径よりも小さくなっており、燃料棒の第２領域の部分の外径が、燃料棒の核燃料物質領域の部分の外径以下で第１領域の部分の外径よりも大きくなっており、中性子吸収部材が第２領域の下端と核燃料物質領域の上端の間に配置されていることが望ましい。
【００３７】
好ましくは、（Ａ１２）上記のＡ２またはＡ３において、プレナムが第１領域及び第１領域の上方に配置された第２領域を含んでおり、燃料棒の第１領域の部分の外径が、燃料棒の第２領域の部分の外径よりも大きくて燃料棒の核燃料物質領域の部分の外径よりも小さくなっており、中性子吸収部材が第１領域の上端より上方に配置されていることが望ましい。
【００３８】
好ましくは、（Ａ１３）上記のＡ１ないしＡ１２のいずれか１つにおいて、中性子吸収部材がボロン及びハフニウムのいずれかを含んでいることが望ましい。
【００３９】
好ましくは、（Ａ１４）上記のＡ７ないしＡ９のいずれか１つにおいて、中性子吸収材充填領域がボロン及びハフニウムのいずれかを含んでいることが望ましい。
【００４０】
好ましくは、（Ａ１５）上記のＡ１において、核燃料物質領域が、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域を含んでおり、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域が前記炉心の軸方向においてこの順番に配置され、上部燃料領域及び下部燃料領域が複数の同位元素を含んでおり、
燃焼度ゼロの燃料集合体を含んでいる状態で、下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合が、上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合よりも大きくなっていることが望ましい。
【００４１】
好ましくは、（Ａ１６）上記のＡ１５において、燃焼度ゼロの燃料集合体を含んでいる状態で、下部燃料領域の高さと上部燃料領域の高さの合計が３５０ｍｍ〜６００ｍｍの範囲にあり、上部燃料領域の高さが下部燃料領域の高さの１．１倍〜２．１倍の範囲内にあることが望ましい。
【００４２】
好ましくは、（Ａ１７）上記のＡ１５またはＡ１６において、燃焼度ゼロの燃料集合体を含んでいる状態で、下部燃料領域の全超ウラン核種の核分裂性プルトニウムの富化度及び上部燃料領域の全超ウラン核種の核分裂性プルトニウムの富化度の平均が１６％〜２０％の範囲内にあり、下部燃料領域の全超ウラン核種の核分裂性プルトニウムの富化度が上部燃料領域の全超ウラン核種の核分裂性プルトニウムの富化度の１．０５倍〜１．６倍の範囲内にあることが望ましい。
【００４３】
好ましくは、（Ａ１８）上記のＡ１５ないしＡ１７のいずれか１つにおいて、下部ブランケット領域が核燃料物質領域内で下部燃料領域の下方に配置されたことが望ましい。
【００４４】
好ましくは、（Ａ１９）上記のＡ１ないしＡ１８のいずれか１つにおいて、核燃料物質領域に含まれる全ての超ウラン核種中に占めるプルトニウム−２３９の割合が、４０％〜６０％の範囲及び５％以上４０％未満の範囲のいずれかの範囲内にあることが望ましい。
【００４５】
好ましくは、（Ａ２０）上記のＡ１ないしＡ１９のいずれか１つにおいて、単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合が、３０％〜５５％の範囲内にあることが望ましい。
【００４６】
好ましくは、複数の燃料棒と、複数の燃料棒の下端部を支持する下部燃料支持部材と、複数の燃料棒の上端部を支持する上部燃料支持部材と、中性子吸収部材を備え、複数の燃料棒は、内部に、超ウラン核種の複数の同位元素を含む核燃料物質が存在する、高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にある核燃料物質領域、及び核燃料物質領域の上方に形成されたプレナムを形成しており、中性子吸収部材が核燃料物質領域の上方に配置されている燃料集合体に、上記した（Ａ１）の軽水炉の炉心に対する（Ａ２）〜（Ａ２０）のそれぞれの構成要件を付加することが望ましい。燃料集合体においては、（Ａ１５）〜（Ａ１７）における「燃焼度ゼロの燃料集合体を含んでいる状態」を「燃焼度ゼロの状態」にする。
【００４７】
（Ｂ１）核燃料物質を有する複数の燃料集合体が装荷され、核燃料物質が存在する核燃料物質領域内に、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域を軸方向においてこの順番に配置し、超ウラン核種の複数の同位元素が上部燃料領域及び下部燃料領域に含まれており、燃焼度ゼロの燃料集合体を含んでいる状態で、下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合を、上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合よりも大きくする軽水炉の炉心において、さらに、好ましい構成を以下に説明する。
【００４８】
好ましくは、（Ｂ２）上記のＢ１において、燃焼度ゼロの燃料集合体を含んでいる状態で、下部燃料領域の高さと上部燃料領域の高さの合計が３５０ｍｍ〜６００ｍｍの範囲にあり、上部燃料領域の高さが下部燃料領域の高さの１．１倍〜２．１倍の範囲内にあることが望ましい。
【００４９】
好ましくは、（Ｂ３）上記のＢ１またはＢ２において、燃焼度ゼロの燃料集合体を含んでいる状態で、下部燃料領域の全超ウラン核種の核分裂性プルトニウムの富化度及び上部燃料領域の全超ウラン核種の核分裂性プルトニウムの富化度の平均が１６％〜２０％の範囲内にあり、下部燃料領域の全超ウラン核種の核分裂性プルトニウムの富化度が上部燃料領域の全超ウラン核種の核分裂性プルトニウムの富化度の１．０５倍〜１．６倍の範囲内にあることが望ましい。
【００５０】
好ましくは、（Ｂ４）上記のＢ１ないしＢ３のいずれか１つにおいて、下部ブランケット領域が核燃料物質領域内で下部燃料領域の下方に配置されたことが望ましい。
【００５１】
好ましくは、（Ｂ５）上記のＢ１ないしＢ４のいずれか１つにおいて、核燃料物質領域に含まれる全ての超ウラン核種中に占めるプルトニウム−２３９の割合が、４０％〜６０％の範囲及び５％以上４０％未満の範囲のいずれかの範囲内にあることが望ましい。
【００５２】
好ましくは、（Ｂ６）上記のＢ１ないしＢ５のいずれか１つにおいて、単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合が、３０％〜５５％の範囲内にあることが望ましい。
【００５３】
好ましくは、複数の燃料棒と、複数の燃料棒の下端部を支持する下部燃料支持部材と、複数の燃料棒の上端部を支持する上部燃料支持部材と、中性子吸収部材を備え、複数の燃料棒は、内部に、超ウラン核種の複数の同位元素を含む核燃料物質が存在する核燃料物質領域を形成しており、核燃料物質領域が、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域を含んでおり、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域が軸方向においてこの順番に配置され、上部燃料領域及び下部燃料領域が複数の同位元素を含んでおり、燃焼度ゼロの状態で、下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合が、上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合よりも大きくなっている燃料集合体に、上記した（Ｂ１）の軽水炉の炉心に対する（Ｂ２）〜（Ｂ６）のそれぞれの構成要件を付加することが望ましい。燃料集合体においては、（Ｂ２）及び（Ｂ３）における「燃焼度ゼロの燃料集合体を含んでいる状態」を「燃焼度ゼロの状態」にする。
【発明の効果】
【００５４】
本発明によれば、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００５５】
【図１】核燃料物質領域の上端と中性子吸収部材の下端の間の距離とボイド係数、及び仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける投入反応度とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図２】中性子吸収部材の長さと仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける投入反応度、及び核燃料物質領域の上端と中性子吸収部材の上端の間に存在する領域での圧力損失とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図３】炉心内の核燃料物質領域の下端からの高さと炉心軸方向における出力分布及びボイド率分布とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図４】下部反射体領域及び核燃料物質領域の軸方向における熱中性子束分布を示す説明図である。
【図５】燃料集合体格子の横断面積に対する核燃料物質領域の下方での中性子吸収材充填領域の横断面積の割合と仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける投入反応度との関係を示す特性図である。
【図６】プレナム長さと仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける投入反応度との関係を示す特性図である。
【図７】下部燃料領域の核分裂性Ｐｕの富化度に対する上部燃料領域の核分裂性Ｐｕの富化度の比と各領域の高さとの関係示す特性図である。
【図８】下部燃料領域の核分裂性Ｐｕの富化度に対する上部燃料領域の核分裂性Ｐｕの富化度の比とボイド係数、及び仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける投入反応度とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図９】炉心の半径方向における出力分布を示す説明図である。
【図１０】軽水炉の平衡炉心における、リサイクル回数の異なるＴＲＵを含む各燃料集合体の配置を示す説明図である。
【図１１】本発明の好適な一実施例である実施例１の軽水炉の炉心を適用した沸騰水型原子炉の縦断面図である。
【図１２】図１１に示す炉心の横断面図である。
【図１３】図１２に示す燃料集合体格子の横断面図である。
【図１４】図１２に示す炉心の平衡炉心状態における燃料集合体の配置を示す説明図である。
【図１５】図１４に示す平衡炉心におけるオリフィスの開口分布を示す説明図である。
【図１６】図１４に示す平衡炉心に装荷する新燃料集合体の軸方向の各領域の高さと燃料領域における核分裂性Ｐｕの富化度分布を示す説明図である。
【図１７】図１３のＩ−Ｉ断面図であって燃料集合体の縦断面図である。
【図１８】図１７のII−II断面図である。
【図１９】図１７に示す燃料集合体の上部燃料領域の横断面における核分裂性Ｐｕの富化度分布を示した説明図である。
【図２０】図１７に示す燃料集合体の下部燃料領域の横断面における核分裂性Ｐｕの富化度の分布を示した説明図である。
【図２１】燃料集合体の他の実施例における中性子吸収部材の配置位置での横断面図である。
【図２２】燃料集合体の他の実施例における中性子吸収部材の配置位置での横断面図である。
【図２３】本発明の他の実施例である実施例２の軽水炉の炉心における燃料集合体格子の横断面図である。
【図２４】実施例２における軽水炉の炉心の平衡炉心状態での燃料集合体の配置を示す説明図である。
【図２５】図２３のIII−III断面図であって燃料集合体の縦断面図である。
【図２６】図２４に示す平衡炉心に装荷する新燃料集合体の軸方向の各領域の高さと燃料領域における核分裂性Ｐｕの富化度分布を示す説明図である。
【図２７】図２５のIV−IV断面図である。
【図２８】本発明の実施例３における軽水炉の炉心に装荷される燃料集合体の縦断面図である。
【図２９】本発明の実施例４における軽水炉の炉心に装荷される燃料集合体の縦断面図である。
【図３０】図２９のＶ−Ｖ断面図である。
【図３１】本発明の実施例５における軽水炉の炉心に装荷される燃料集合体の縦断面図である。
【図３２】本発明の他の実施例である実施例６の軽水炉の炉心における燃料集合体格子の横断面図である。
【図３３】実施例６における軽水炉の炉心の平衡炉心状態における燃料集合体の配置を示す説明図である。
【図３４】図３３に示す平衡炉心に装荷する新燃料集合体の軸方向の各領域の高さと燃料領域における核分裂性Ｐｕの富化度分布を示す説明図である。
【図３５】本発明の他の実施例である実施例７の軽水炉の炉心の横断面図である。
【図３６】図３５に示す燃料集合体の横断面図である。
【図３７】本発明の他の実施例である実施例８の軽水炉の炉心における平衡炉心に装荷する新燃料集合体の軸方向の各領域の高さと燃料領域における核分裂性Ｐｕの富化度分布を示す説明図である。
【図３８】図３７に示す燃料集合体の上部燃料領域及び下部燃料領域の横断面における核分裂性Ｐｕの富化度分布を示した説明図である。
【図３９】本発明の他の実施例である実施例９における軽水炉の炉心に装荷される燃料集合体の縦断面図である。
【図４０】本発明の他の実施例である実施例１０の軽水炉の炉心における平衡炉心に装荷する新燃料集合体の軸方向の各領域の高さと燃料領域における核分裂性Ｐｕの富化度分布を示す説明図である。
【図４１】本発明の他の実施例である実施例１１の軽水炉の炉心における平衡炉心に装荷する新燃料集合体の軸方向の各領域の高さと燃料領域における核分裂性Ｐｕの富化度分布を示す説明図である。
【図４２】実施例１１における各ＴＲＵリサイクル世代の炉心と、燃焼度ゼロの燃料集合体に追加した現行炉排出ＴＲＵの重量及び使用済燃料集合体中のＴＲＵ重量とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図４３】実施例１１おける各リサイクル世代の炉心と、の燃焼度ゼロの燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合及び使用済燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図４４】実施例１１における各リサイクル世代の炉心と、ボイド係数、及び仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける投入反応度とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図４５】本発明の他の実施例である実施例１２の軽水炉の炉心における各リサイクル世代の炉心と、燃焼度ゼロの燃料集合体に追加した現行炉排出ＴＲＵの重量及び使用済燃料集合体に含まれたＴＲＵの重量とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図４６】実施例１２における各リサイクル世代の炉心と、燃焼度ゼロの燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合及び使用済燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図４７】実施例１２における各リサイクル世代の炉心と、ボイド係数、及び仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける投入反応度とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図４８】本発明の他の実施例である実施例１３の軽水炉の炉心における各リサイクル世代の炉心と、燃焼度ゼロの燃料集合体に追加した現行炉排出ＴＲＵの重量及び使用済燃料集合体に含まれるＴＲＵの重量とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図４９】実施例１３における各リサイクル世代の炉心と、燃焼度ゼロの燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合及び使用済燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【図５０】本発明の他の実施例である実施例１３における各リサイクル世代の炉心と、ボイド係数、及び仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける投入反応度とのそれぞれの関係を示す特性図である。
【発明を実施するための形態】
【００５６】
発明者らは、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる軽水炉の実現を図るために、様々な検討を行なった。この結果、（１）炉心内に存在して超ウラン核種を含む核燃料物質を有する核燃料物質領域であって高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にある核燃料物質領域の上方に、中性子吸収部材を配置する、（２）核燃料物質領域の上方に形成された長さが４００ｍｍ〜２５００ｍｍの範囲内に存在するプレナムの外径を、３ｍｍ以上で核燃料物質領域での燃料棒の外径よりも小さくする、及び（３）下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム（以下、核分裂性Ｐｕという）の割合を、上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性Ｐｕの割合よりも大きくする、のいずれかの構成を有する炉心において、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができることが分かった。
【００５７】
さらに、発明者らが、超ウラン核種を含む核燃料物質の多重リサイクルについても、合せて検討した。この結果、（４）超ウラン核種のリサイクルの回数が異なっている複数の燃料集合体のうち、リサイクルの回数が最も少ない超ウラン核種を含む複数の燃料集合体を炉心の中央部に配置し、この中央部と炉心最外層領域の間において、リサイクル回数の多い超ウラン核種を含む燃料集合体ほど、炉心最外層領域側に配置することによって、使用済燃料集合体の体数を低減できることを新たに見出した。なお、核燃料物質は、核分裂性物質（Ｕ−２３５及びＰｕ−２３９等）、及び親物質（Ｔｈ−２３２及びＵ−２３８等）を含んでいる。
【００５８】
安全余裕については、安全性のレベルを、以下の三段階に分けて取り扱っている。レベル１は設計基準事故であり、レベル２は第１設計基準外事故であり、レベル３は第２設計基準外事故である。
【００５９】
設計基準事故は、安全審査の対象となっている事象（異常な過渡変化および事故）である。この設計基準事故に対しては、原子炉固有の安全性及び通常の安全系が作動することにより、「異常な過渡変化」については燃料棒がバーンアウトしない範囲にＭＣＰＲの低下が収まるように設計することが求められる。燃料棒は再使用可能である。「事故」では、燃料棒の被覆管最高温度が１２００度以下、燃料棒がその形状を維持し、燃料棒の冷却を継続できる範囲に収まるように設計することが求められる。
【００６０】
第１設計基準外事故は、現在安全審査の対象外であるが、軽水炉では設計の際に考慮している事象である。この設計基準外事故において、最も厳しいと考えられている事故は、炉心に冷却材を供給する冷却材供給ポンプ（再循環系ポンプまたはインターナルポンプ）が全数停止し、その際、全制御棒が作動しない事故が同時に起こる複合事象である。この複合事象に対しては、非常用炉心冷却系の高圧炉心注水ポンプ（容量は冷却材供給ポンプの合計容量の５％程度）が作動して、ＢＷＲの固有の安全性により負の反応度係数で、高圧注水ポンプの流量で、燃料棒が冷却可能な出力まで自動的に低下するよう設計することが求められる。
【００６１】
第２設計基準外事故は、事故のシナリオとは無関係に、炉心全体が１００％ボイド状態になることを仮定する事象である。この設計基準外事故に対しては、正の反応度が投入されないように設計することが求められる。
【００６２】
上記の（１）はレベル３（第２設計基準外事故）の安全余裕を実現した軽水炉の炉心である。上記の(２)はレベル２（第１設計基準外事故）の安全余裕を実現した軽水炉の炉心である。
【００６３】
上記した（１）〜（４）の各構成を、以下に詳細に説明する。上記した（１）〜（４）の構成のそれぞれは、核燃料の再処理によって使用済核燃料から回収した超ウラン核種を、新たな燃料集合体の各燃料棒に充填してリサイクルする軽水炉に適用される。
【００６４】
この軽水炉のうち、増殖炉としての性能を向上させた軽水炉の炉心について説明する。例えば、核分裂性Ｐｕの残存比が１以上になる沸騰水型増殖炉は、特許３４２８１５０号公報で初めて実現された。軽水炉で増殖炉を実現するためには、炉心内の中性子のエネルギーを高く保つ必要がある。しかし、高速増殖炉で、通常、冷却材として使用されるＮａの質量に比べて、軽水炉で冷却材として用いられる水を形成している水素原子の質量が小さいため、軽水増殖炉では、中性子が一回の衝突で失うエネルギーが大きく、核燃料物資の単位体積あたりの冷却材の割合を小さくする必要がある。全てのＴＲＵ中に占めるＰｕ−２３９の割合が６０％よりも大きな範囲にある核燃料物質でリサイクルを行った場合には、（ａ）炉心内の核燃料物質に対する冷却能力が不足する、（ｂ）燃料集合体の燃焼度が低くなって燃料経済性が損なわれる、及び（ｃ）燃料集合体を構成する燃料棒間隙が狭くなりすぎて燃料集合体の製作が困難になる、等の不都合が生じる。全てのＴＲＵ中に占めるＰｕ−２３９の割合が４０％未満になっている核燃料物質でリサイクルした場合には、（ｄ）核分裂断面積が大きい奇数核種の割合が、核分裂断面積の小さい偶数核種のそれに比べて小さくなって、核分裂性Ｐｕの残存比１以上を実現することが困難になる、及び（ｅ）臨界状態を保つために炉心が大きくなって安全性の指標であるボイド係数が悪化する、等の不都合が生じる。したがって、軽水増殖炉では、全ＴＲＵ中に含まれるＰｕ−２３９の割合を４０％以上６０％以下の範囲内にする必要がある。
【００６５】
また、全てのＴＲＵ中に占めるＰｕ−２４０の割合が３５％より小さな範囲にある核燃料物質でリサイクルを行った場合には、上記した（ａ）、（ｂ）及び（ｃ）等の不都合が生じる。全てのＴＲＵ中に占めるＰｕ−２４０の割合が４５％より大きくなっている核燃料物質でリサイクルした場合には、（ｄ）及び（ｅ）等の不都合が生じる。したがって、軽水増殖炉では、全ＴＲＵ中に含まれるＰｕ−２４０の割合を３５％以上４５％以下の範囲内にする必要がある。
【００６６】
次に、不要になったときに長寿命放射性廃棄物として処分することが検討されているＴＲＵを核燃料物質として利用しつつ最後に一つの炉心分のＴＲＵ以外のＴＲＵをすべて核分裂させることを実現する軽水炉（ＴＲＵ消滅炉）の炉心について説明する。発明者らは、ＴＲＵが不要になった場合には、ＴＲＵを核分裂させて減少させ、減少量に応じて多くの炉心に分散されていたＴＲＵを集約し、最後は一つの炉心にのみＴＲＵが残されるようにすることを考えた。このとき、ＴＲＵが超寿命放射性廃棄物になることを防ぐために、全ＴＲＵ中に含まれるＰｕ−２３９の割合が４０％以上の状態で核燃料物質をリサイクルする場合には、ＴＲＵが減少する速度が遅くＴＲＵを一つの炉心に集約するのに時間がかかりすぎる。また、全ＴＲＵ中に占めるＰｕ−２３９の割合が５％未満の核燃料物質を用いてリサイクルした場合には炉心が大きくなってボイド係数が悪化する。したがって、ＴＲＵ消滅炉では、全ＴＲＵ中に含まれるＰｕ−２３９の割合を５％以上４０％未満の範囲にする必要がある。
【００６７】
また、ＴＲＵが超寿命廃棄物になることを防ぐために、全ＴＲＵ中に含まれるＰｕ−２４０の割合が３５％以下の状態で核燃料物質をリサイクルする場合には、ＴＲＵが減少する速度が遅くＴＲＵを一つの炉心に集約するのに時間がかかりすぎる。また、全ＴＲＵ中に占めるＰｕ−２４０の割合が４５％以上の核燃料物質を用いてリサイクルした場合には炉心が大きくなってボイド係数が悪化する。したがって、ＴＲＵ消滅炉では、全ＴＲＵ中に含まれるＰｕ−２４０の割合を３５％以上４５％以下の範囲にする必要がある。
【００６８】
ここで、軽水炉の炉心の一種であるパッフェ炉心の概要について説明する。パッフェ炉心は、装荷される新燃料集合体（燃焼度がゼロ）として、下端部から上端部に向かって下部ブランケット領域、下部燃料領域、内部ブランケット領域、上部燃料領域及び上部ブランケット領域をこの順で配置した燃料集合体を用いている。このため、パッフェ炉心も、核燃料物質領域の下端から核燃料物質領域の上端に向かって下部ブランケット領域、下部燃料領域、内部ブランケット領域、上部燃料領域及び上部ブランケット領域が形成される。下部燃料領域及び上部燃料領域は、核分裂性物質を含むＴＲＵ酸化物燃料（またはＴＲＵ酸化物とウラン酸化物の混合酸化物燃料）を有する。下部ブランケット領域、内部ブランケット領域及び上部ブランケット領域は、核分裂性物質の含有量が少なくＵ−２３８等の親物質の含有量が多いウラン酸化物燃料を有する。
【００６９】
軽水炉の炉心に装荷された燃料集合体に含まれる各燃料棒は、内部にプレナムを形成している。このプレナムは、燃料棒内に充填された核燃料物質に含まれている核分裂性物質の核分裂によって発生した揮発性核分裂生成物（ＦＰガス）を蓄積し、燃料棒の内圧上昇を抑制する。
【００７０】
前述した（１）の構成について説明する。
【００７１】
ＢＷＲの炉心に装荷された燃料集合体を冷却する冷却水（冷却材）は、５℃〜１０℃程度のサブクール水として下方より炉心に流入し、燃料集合体を冷却しながら飽和水、及び蒸気及び水を含む二相流になる。この冷却水は、炉心出口で６０％〜９０％程度のボイド体積率を有する二相流になっている。したがって、中性子の減速に大きく寄与する水素原子の炉心軸方向の分布は、炉心の下端から炉心の上端に向うにしたがって減少する。このようなＢＷＲは、何らかの原因で炉心の出力の上昇及び炉心流量の低下が生じ、燃料棒の温度が上昇して燃料健全性が損なわれる恐れがある場合においても、炉心出口のボイド率が上昇して炉心上方への中性子漏洩量が増加して負の反応度が炉心に投入され、自動的に原子炉出力が低下して燃料棒の健全性が維持される特徴を有している。
【００７２】
発明者らは、上記した特徴を有するＢＷＲにおいて、更なる安全余裕の向上策を検討した。この検討においては、前述した第２設計基準外事故を考慮した。この検討の概要について説明する。
【００７３】
発明者らは、安全余裕の向上策の検討に際し、検討対象となる軽水炉の炉心を、高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にあって核燃料再処理で得られたＴＲＵを含む核燃料物質領域を有しているＢＷＲの炉心とした。ＴＲＵを含んで高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にある核燃料物質領域を形成しているＢＷＲでは、ＢＷＲの運転中においても、核燃料物質領域の上方及び下方に漏洩する中性子の量が多くなる。
【００７４】
核燃料物質領域の高さが２０ｃｍ未満になると、稠密に燃料棒が配置された炉心であっても、核燃料物質の装荷量が少なくなり、定格出力運転を継続するにあたって燃料集合体を頻繁に交換する必要が生じる。このため、原子力プラントの稼動率が低下し、経済性が損なわれる。核燃料物質領域の高さが２５０ｃｍより大きくなった場合には、核燃料物質領域から漏洩する中性子が少なくなり、核燃料物質領域の上方に中性子吸収部材を配置しても、炉心全体が１００％の状態になった場合には核燃料物質領域に正の反応度が投入される。したがって、核燃料物質領域の高さを、２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にする。
【００７５】
仮に何らかの原因で炉心全体が１００％ボイドの状態になったとき、ＢＷＲ固有の安全機能である自己制御機能が阻害される。この自己制御機能は、何らかの原因で炉心流量が急激に低下したとき、核燃料物質領域内のボイド率が急激に上昇して核燃料物質領域の上方に形成される反射体領域における二相流のボイド率も増大し、核燃料物質領域からの中性子漏洩率が増加して核燃料物質領域の中性子実効増倍率の減少することにより、原子炉出力を自動的に低下させる機能である。
【００７６】
核燃料物質領域から上方に向かって漏洩した中性子の一部は、燃料棒のプレナムを画定する構造部材（現在の燃料棒では、ジルコニウム合金製の被覆管の一部）で反射されて核燃料物質領域に戻される。仮に炉心全体が１００％ボイドになると、プレナムを画定する構造部材に対する、隣接している燃料棒のそれぞれのプレナム間に存在する二相流の割合が低下し、核燃料物質領域から上方に漏洩する中性子の量も増大する。このため、プレナムを画定する構造部材に反射して核燃料物質領域に戻される中性子の量が増大する。しかし、核燃料物質領域内のボイド率が定格出力運転時の値から上記の１００％ボイド状態なったときの無限中性子増倍率の増加量に比べて、核燃料物質領域からの中性子漏洩量の増加量が小さいため、炉心、具体的には核燃料物質領域に正の反応度が投入される。
【００７７】
発明者らは、種々検討した結果、核燃料物質領域の上方に中性子吸収材（例えば、Ｂ４Ｃ及びＨｆ等）を配置することにより、核燃料物質領域から上方へ漏洩した中性子がその中性子吸収部材によって吸収されるので、仮に炉心全体が１００％ボイドになった状態でも炉心に正の反応度が入らないことを新たに確認した。上記のような中性子吸収材の配置により、正の反応度の投入が阻止できるので、ＢＷＲの固有の安全性に対する余裕が向上し、結果として、ＢＷＲの安全余裕が向上する。したがって、（１）の構成を軽水炉の炉心に適用することによって、ＴＲＵの増殖比を保ちつつ多重事故時においても安全余裕を向上できるという新たな知見が発明者らによって見出された。
【００７８】
以上に述べた検討結果を詳細に説明する。
【００７９】
発明者らが軽水増殖炉の炉心を対象に行った検討結果を以下に説明する。検討対象とした軽水増殖炉は、例えば、電気出力が１３５０ＭＷで、炉心に装荷されている７２０体の燃料集合体及び燃料集合体当たり２７１本の燃料棒を有する増殖比１．０１のＢＷＲ炉心である。各燃料集合体は、核燃料再処理で得られた、ＴＲＵを含む核燃料物質を有しており、且つ燃焼度ゼロの時点で含まれる全てのＴＲＵ中に占めるＰｕ−２３９の割合を４０
％〜６０％の範囲内の値にしている。
【００８０】
発明者らは、上記の（１）の構成に関する知見に基づいて、燃料集合体において、中性子吸収部材（例えば、Ｂ４Ｃ及びＨｆ等を含む）を、燃料集合体の軸方向においてプレナムの位置で各燃料棒相互間に配置した（例えば、図１８、図２１及び図２２等を参照）。各燃料棒において、プレナムは燃料有効長（核燃料物質領域）の上端よりも上方に位置している。このため、中性子吸収材は、核燃料物質領域より上方で、各燃料棒の上端部を保持する、燃料集合体の上部燃料支持部材（例えば、上部タイプレート）の下端よりも下方で、プレナム相互間に配置される。Ｂ４Ｃを用いる場合には、例えば、Ｂ４Ｃを密封容器内に充填して構成された中性子吸収部材をプレナム相互間に配置する。Ｈｆを用いる場合には、金属であるＨｆを、例えば、板状又は棒状にし、中性子吸収部材としてプレナム相互間に配置する。
【００８１】
ＢＷＲの運転時では、燃料集合体内で、プレナムの位置で燃料棒相互間に気液二相流が流れる。ＢＷＲの運転停止時においても、炉心内に冷却水が存在する。核燃料物質領域よりも上方で燃料棒間に存在する二相流または冷却水が中性子の反射体として機能する。このため、中性子吸収材は、核燃料物質領域の上方で反射体内に配置されているとも言える。核燃料物質領域よりも上方で二相流または冷却水が存在する領域を反射体領域という。
【００８２】
発明者らは、中性子吸収部材の、プレナムの位置における燃料棒相互間への配置について検討した。図１は、核燃料物質領域の上端と、プレナム相互間に配置した中性子吸収部材の下端との間の距離（核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離）による、仮に炉心全体が１００％ボイドになった状態における炉心への投入反応度及びボイド係数のそれぞれの変化を示している。特性Ａが核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離と、ボイド係数の関係を示し、特性Ｂがその距離と投入反応度の関係を示している。核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離は、炉心軸方向における距離である。特性Ａ，Ｂは、図１８に示すように各燃料棒に隣接して長さ５００ｍｍの中性子吸収部材を配置した燃料集合体を装荷した軽水増殖炉の炉心を対象に得られた特性である。
【００８３】
中性子吸収部材の下端が核燃料物質領域の上端に近づきすぎると、ＢＷＲの運転時には、中性子吸収部材の影響により中性子を核燃料物質領域に反射させる効果が小さくなる。この結果、核燃料物質領域の実効中性子増倍率が低下し、この低下を補償するために核燃料物質領域の高さを高くする必要があり、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに炉心への投入反応度が大きくなる。核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離が２３０ｍｍより短くなると、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったとき、炉心に正の反応度が投入される。このため、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに、炉心における正の反応度の投入を避けるために、核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離は２３０ｍｍ以上にしなければならない。
【００８４】
また、特性Ｂによれば、核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離が短くなると、核燃料物質領域と中性子吸収部材の間での二相流領域（反射体領域）の体積が小さくなって、炉心ボイド率の変化による実効中性子増倍率の変化が小さくなってボイド係数が悪化する。核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離が長くなりすぎると、反射体領域の核燃料物質領域への影響が小さくなる。このため、反射体領域に漏洩した中性子が再び核燃料物質領域に戻る確率が高くなって、ボイド係数が悪化する。核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離が５００ｍｍを超えると、ボイド係数が−１×１０−４％Δｋ／ｋ／％ｖｏｉｄ以下となり、炉心過渡特性上不具合（例えば、ＭＣＰＲの制約条件を満足することができなくなる事象）が生じる可能性がある。以上のことから、好ましくは、炉心軸方向における核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離を、２３０ｍｍ〜５００ｍｍの範囲にすれば良い。
【００８５】
なお、ＢＷＲの定格運転時にも、反射体領域に配置した中性子吸収部材は核燃料物質領域から上方へ漏洩する中性子を吸収する。中性子吸収部材を核燃料物質領域の上端に近づきすぎると、中性子吸収部材の中性子吸収機能により、原子炉の定格運転時において、反射体領域から核燃料物質領域に戻される中性子の量が少なくなる。このため、核燃料物質領域の上端部での原子炉出力が減少する。核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離を２３０ｍｍ以上にすることによって、このような問題が発生しなくなる。
【００８６】
次に、発明者らは、中性子吸収部材の、燃料集合体の軸方向における長さについて検討した。中性子吸収部材の長さと、投入反応度、及び核燃料物質領域の上端と中性子吸収部材の上端の間における圧力損失の関係を図２に示す。特性Ｃは中性子吸収部材の長さによる投入反応度の変化を示している。この投入反応度は、特性Ｄは中性子吸収部材の長さによる核燃料物質領域の上端と中性子吸収部材の上端の間における圧力損失の変化を示している。特性Ｃ，Ｄは核燃料物質領域の上端と中性子吸収部材の上端の間の距離が３００ｍｍであるときの特性である。
【００８７】
中性子吸収部材の長さが２０ｍｍ未満になると、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったとき、炉心に正の反応度が投入される（図２の特性Ｃ参照）。このため、中性子吸収部材の長さは２０ｍｍ以上にする。中性子吸収部材の長さが７００ｍｍを超えた場合には、二相流の流動により発生する、核燃料物質領域と中性子吸収部材の間における圧力損失の増加分が、全炉心の圧力損失の２０％以上になる。このような核燃料物質領域と中性子吸収部材の間における圧力損失の増大が炉心特性に与える影響を無視できなくなる。このため、中性子吸収部材の長さを７００ｍｍ以下にする。
【００８８】
したがって、好ましくは、中性子吸収部材の長さを２０ｍｍ〜７００ｍｍの範囲に設定する。
【００８９】
中性子吸収部材を核燃料物質領域の下方に配置してもよい。中性子吸収部材を核燃料物質領域の下方に配置した場合には、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったとき、核燃料物質領域から下方へ漏洩する中性子をその中性子吸収部材によって吸収することができる。このため、核燃料物質領域の下方に中性子吸収部材を配置することによって、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったとき、核燃料物質領域の下方に漏洩して核燃料物質領域に戻される中性子の量が非常に少なくなる。これによっても、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに、正の反応度が炉心に投入されない。
【００９０】
核燃料物質領域の下方に中性子吸収部材を配置するには、燃料集合体に含まれる各燃料棒の下端部に中性子吸収部材を配置すれば良い。具体的には、燃料棒の被覆管内でその下端部に中性子吸収材（例えば、Ｂ４Ｃ及びＨｆ等）を充填する（例えば、図１７及び図２７等を参照）。ＴＲＵを含む複数の燃料ペレットが、その中性子吸収材充填領域の上方で被覆管内に充填される。燃料棒下端部の、中性子吸収材充填領域が存在する部分での外径は、中性子吸収材充填領域より上方での燃料棒の外径と同じである。中性子吸収材充填領域の長さは、１０ｍｍ〜１５０ｍｍの範囲内にある。核燃料物質領域の下方に漏洩した中性子の、核燃料物質領域に戻る量を最も少なくするためには、中性子吸収材充填領域の上端を核燃料物質領域の下端に接触させることが好ましい。しかしながら、中性子吸収材充填領域の上端と核燃料物質領域の下端を最大５ｍｍ離しても、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときでも、炉心に正の反応度が投入されることを回避できる。核燃料物質領域の下方に配置した中性子吸収材充填領域の上端は核燃料物質領域の下端から下方に離すことによって、中性子吸収材充填領域で中性子が吸収されることによる核燃料物質領域の下端部における出力への悪影響を低減できる。中性子吸収材充填領域は、下方から炉心に挿入される制御棒とは別に設けられる。
【００９１】
ＢＷＲでは、制御棒が、炉心の下方から、炉心に装荷された燃料集合体間に挿入される。このため、核燃料物質領域から下方では、制御棒以外に、中性子吸収材が配置される。核燃料物質領域の下方に中性子吸収部材を配置することは、核燃料物質領域の下方に漏洩した中性子が核燃料物質領域に戻されることを著しく抑制できる。
【００９２】
次に、R.TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL ’07 Boise, USA, September, 2007, P.1725に記載されているＴＲＵ消滅炉の炉心を対象とした発明者らの検討結果について説明する。検討の対象としたＴＲＵ消滅炉の炉心は、例えば、電気出力が１３５０ＭＷで、燃料集合体１体当たり３９７本の燃料棒を有する７２０体の燃料集合体が装荷されているＢＷＲの炉心である。
【００９３】
ＴＲＵを減少させる目的でＴＲＵのリサイクルを繰り返す場合、すなわち、核燃料再処理で得られた、ＴＲＵを含む核燃料物質を有して、燃焼度ゼロの時点で含まれる全ＴＲＵ中に占めるＰｕ−２３９の割合が５％以上４０％未満の範囲内にある燃料集合体の炉心への装荷を、運転サイクルごとに繰り返す場合は、増殖比１の炉心に比べて、高速中性子束による反応率割合が大きいので、核燃料物質領域の上方に配置する中性子吸収部材は、増殖比１近傍の炉心よりも太くしなければならない場合がある。この場合は、当然、燃料棒のプレナム部分の外径は、燃料棒の、プレナムよりも下方の部分での外径よりも細くなる。しかしながら、ＴＲＵ消滅炉の炉心でも、好ましくは、核燃料物質領域と中性子吸収部材との間の距離を２３０ｍｍ〜５００ｍｍの範囲にし、中性子吸収部材の長さを２０ｍｍ〜７００ｍｍの範囲にするとよい。
【００９４】
ＴＲＵ消滅炉の炉心においても、軽水増殖炉と同様に、核燃料物質領域の下方に中性子吸収部材（Ｂ４ＣまたはＨｆ）を配置しても良い。ＴＲＵ消滅炉においても、制御棒は下方より炉心に挿入される。軽水増殖炉と同様に、核燃料物質領域の下方で燃料棒の下端部に中性子吸収部材配置する場合において、中性子吸収部材による必要かつ十分な効果を得るためには、内部に中性子吸収材充填領域が形成された、燃料棒下端部の外径を、中性子吸収材充填領域よりも上方における燃料棒の外径よりも太くすることが望ましい場合がある。しかしながら、燃料集合体の圧力損失を考慮し、中性子吸収材充填領域が形成された、燃料棒下端部では、燃料棒相互間に形成される間隙の幅が１．３ｍｍ以下にならないようにする。
【００９５】
軽水増殖炉と同様に、中性子吸収材充填領域の長さを、１０ｍｍ〜１５０ｍｍの範囲内にする。中性子吸収材充填領域の上端と核燃料物質領域の下端は最大で５ｍｍ離すことも可能である。
【００９６】
発明者らは、仮に何らかの原因で炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける軽水炉の炉心の様々な特性を検討した。まず、核燃料物質領域の軸方向における、軸方向の出力分布及び軸方向のボイド率分布を、図３を用いて説明する。図３において、特性Ｅは、原子炉の定格出力運転時での炉心軸方向の平均出力分布を示している。特性Ｆは、設計基準外事故として最も厳しい複合事象の１つである、定格出力運転時に仮に何らかの原因で炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける炉心軸方向の平均出力分布を示している。特性Ｇは、特性Ｅの出力分布に対応した炉心軸方向での平均ボイド率分布を示している。図３に示された各特性はＴＲＵ消滅炉を対象にして得たものであるが、軽水増殖炉においても図３に示す各特性と同様な傾向を示すそれぞれの特性を得ることができた。
【００９７】
図３に基づけば、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに、炉心軸方向の出力分布が核燃料物質領域の下端側にシフトし、核燃料物質領域の下方に存在する下部反射体領域が、その事故時に発生した余剰中性子のダンプタンクの役割を果たしていることが分る。下部反射体領域は、核燃料物質領域の下方に存在し、核燃料物質領域の下端よりも下方で燃料棒相互間に形成された間隙、及び下部タイプレート内の、下部タイプレートの燃料保持部よりも下方の冷却水が存在する領域である。
【００９８】
全制御棒が核燃料物質領域から全引き抜きされた状態、すなわち、核燃料物質領域の下方でこの領域の下端付近に制御棒の中性子吸収材充填領域の上端が配置された状態で下部ブランケット領域を有しない核燃料物質領域において、仮に何らかの原因で炉心全体が１００％ボイドの状態になったときの炉心軸方向の熱中性子束分布が、図４において特性Ｈで表される。図４の特性Ｊは、燃料棒内で、核分裂物質領域より下方の部分に中性子吸収材を配置し、中性子吸収材を充填した部分での燃料棒の外径が中性子吸収材を充填した部分より上方での燃料棒の外径と同じである場合での炉心軸方向の熱中性子束分布を示している。図４の特性Ｋは、燃料棒内で、核分裂物質領域より下方の部分に中性子吸収材を配置し、中性子吸収材を充填した部分での燃料棒の外径が中性子吸収材を充填した部分より上方での燃料棒の外径よりも大きい場合での炉心軸方向の熱中性子束分布を示している。特性Ｊ及びＫは、いずれも、特性Ｈが得られた制御棒の引抜き状態及び核燃料物質領域で、仮に何らかの原因で炉心全体が１００％ボイドの状態になったときの炉心軸方向の熱中性子束分布を表している。特性Ｊ及びＫの熱中性子束分布が特性Ｈのそれよりも著しく低下しているので、核燃料物質領域の下方に中性子吸収材を配置することにより、仮に何らかの原因で炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにも、核燃料物質領域よりも下方に存在する下部反射体領域が中性子のダンプタンクの役割を果たしている。このため、余剰反応度の発生を未然に防ぐことができる。
【００９９】
燃料集合体格子の横断面積に対する、核燃料物質領域の下方での中性子吸収材充填領域の横断面積の割合と、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに炉心に投入される反応度との関係を、図５に示す。その割合が３５％以上になると、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときでも炉心に正の反応度が投入されなくなる。このため、核燃料再処理で得られた、ＴＲＵを含む核燃料物質を有し、且つ燃焼度ゼロの時点で含まれる全ＴＲＵ中に占めるＰｕ−２３９の割合が５％以上４０％未満の範囲内にある燃料集合体が装荷された軽水炉の炉心において、安全余裕を向上させることができる。
【０１００】
炉心内に存在して超ウラン核種を含む核燃料物質を有する核燃料物質領域であって高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にある核燃料物質領域の上方に、中性子吸収部材を配置したことによって、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。ＴＲＵの多重リサイクルも継続することができる。好ましくは、炉心軸方向における核燃料物質領域と中性子吸収部材の間の距離を２３０ｍｍ〜５００ｍｍの範囲にし、中性子吸収部材の長さを２０ｍｍ〜７００ｍｍの範囲にすることが望ましい。
【０１０１】
核燃料物質領域の上方に中性子吸収部材を配置し、さらに、核燃料物質領域の下方に、中性子吸収材充填領域を配置することによって、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったとき、炉心に投入される反応度をさらに負にすることができる。
【０１０２】
軽水増殖炉及びＴＲＵ消滅炉も、チャンネルボックス内の単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレット（燃料棒内に充填）の横断面積の割合が５５％を超えると燃料棒相互間の感激が１ｍｍ未満になるので、燃料集合体の組み立てが極めて困難になる。このため、単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合は、５５％以下にする必要がある。その面積割合が３０％未満になると、燃料棒が細くなりすぎて横断面での核燃料物質の量が少なくなるので、燃料棒の長さを長くする必要があり、ボイド係数が正になる。したがって、その面積割合は３０％以上にしなければならない。
【０１０３】
さらに、発明者らは、核燃料物質領域の上方に、燃料集合体格子当たりどの程度の中性子吸収部材を配置すればよいか検討した。中性子吸収部材は、核燃料物質領域と上部燃料支持部材（例えば、上部タイプレート）の間で、燃料棒内に形成されたプレナム部に隣接して配置される。仮に何らかの原因で炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに、炉心に正の反応度が投入されないようにするためには、核燃料物質領域の上方に配置された全中性子吸収部材の横断面積の合計を、燃料集合体格子の横断面積の１０％以上にする必要がある。燃料集合体格子は、炉心内に配置されたある１つの燃料集合体を、隣り合う燃料集合体間に形成される間隙（ＢＷＲでは水ギャップ）の１／２の幅で取り囲んだ環状領域、及びその１つの燃料集合体の横断面を含む領域である。燃料集合体格子の横断面積は、その環状領域の横断面積と燃料集合体の横断面積を合計した値となる。
【０１０４】
軽水炉の運転中において、隣り合う燃料棒のそれぞれのプレナム部とプレナム部間に配置された中性子吸収部材の間を所定流量の二相流を流す必要があるため、全中性子吸収部材の横断面積の合計を、燃料集合体格子の横断面積の５０％以下にしなければならない。
【０１０５】
以上の検討結果に基づいて、全中性子吸収部材の横断面積の合計を、燃料集合体格子の横断面積の１０〜５０％の範囲内に設定することが好ましい。
【０１０６】
核燃料物質領域の下方でも、制御棒の横断面積を除いて、燃料集合体内に形成された全中性子吸収材充填領域の横断面積の合計を、燃料集合体格子の横断面積の１０〜５０％の範囲内に設定することが好ましい。
【０１０７】
（１）の構成に（２）の構成を加えることも可能である。すなわち、炉心内に存在して超ウラン核種を含む核燃料物質を有する核燃料物質領域であって高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にある核燃料物質領域の上方に、中性子吸収部材を配置し、核燃料物質領域の上方に形成された長さが４００ｍｍ〜２５００ｍｍの範囲内に存在するプレナムの外径を、３ｍｍ以上で核燃料物質領域での燃料棒の外径よりも小さくする。これにより、仮に炉心が１００％ボイドの状態になっても核燃料物質領域に正の反応度が投入されることを避けることができ、燃料棒の健全性が増大する。プレナムの外径を、３ｍｍ以上で核燃料物質領域での燃料棒の外径よりも小さくなるので、隣接する燃料棒のプレナム相互間に配置される中性子吸収部材の量（例えば、中性子吸収部材の厚み）を増加することができる。これにより、仮に炉心が１００％ボイドの状態になったとき、核燃料物質領域に投入される反応度をさらに負にすることができる。
【０１０８】
クラスター制御棒が、炉心に装荷された燃料集合体内に設けられた複数のガイドチューブ内に炉心の上方から挿入される加圧水型原子炉（ＰＷＲ）、及び制御棒が上方より炉心に挿入される高速増殖炉（ＦＢＲ）においても、炉心内にＴＲＵを含む核燃料物質領域を形成し、核燃料物質領域の上方及び下方に中性子吸収部材を配置してもよい。
【０１０９】
前述した（２）の構成について説明する。
【０１１０】
軽水炉の炉心、例えば、ＢＷＲの炉心に装荷された燃料集合体に含まれた燃料棒は、内部に、ＴＲＵを含む複数の燃料ペレットを収納している。この燃料ペレットからの揮発性核分裂生成物の放出率が酸化ウランペレットの場合より高くなった場合においても、燃料棒の健全性を確保しつつ、ＢＷＲの安全ポテンシャルを十分保ちながらＴＲＵのリサイクルを続けるためには、燃料棒内に形成されたプレナムの容積を増加させ、かつボイド係数を所定の範囲に保つ必要がある。また、実用化される商用炉では、燃料経済性の観点から揮発性核分裂生成物の発生量が増大する燃料集合体の高燃焼度化が求められるので、燃料棒内のプレナムの容積を増加しなければならない。
【０１１１】
燃料棒の上部に設けたプレナムの容積を大きくした場合には、ＢＷＲ固有の安全機能である自己制御機能が阻害される。プレナムの容積が大きくなると、何らかの原因で第１設計基準外事故が生じた場合において、その自己制御機能が阻害される。
【０１１２】
何らかの原因で第１設計基準外事故、すなわち、炉心に冷却材を供給する冷却材供給ポンプ（再循環系ポンプまたはインターナルポンプ）が全数停止し、その際、全制御棒が作動しない事故が同時に起こる複合事象が発生した場合でも、ＢＷＲの炉心の安全余裕を向上させる必要がある。
【０１１３】
発明者らは、（１）の構成を用いないでも、第１設計基準外事故が発生したときに、軽水炉の炉心の安全余裕を向上できる安全余裕の向上策を検討した。この検討の対象に用いた軽水炉の炉心は、高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にあって核燃料再処理で得られたＴＲＵを含む核燃料物質領域を有しているＢＷＲの炉心である。第１設計基準外事故が発生した場合には、非常用炉心冷却系の高圧炉心注水系が作動できるようになっている。
【０１１４】
発明者らの検討の結果、燃料棒内のプレナムの容積を増加した場合でも、燃料棒のプレナム部の外径を、燃料棒の、プレナム部の下方の核燃料物質充填領域での外径よりも小さくすることによって、第１設計基準外事故が発生した場合に炉心に投入される反応度が小さくなるという新たな知見を見出した。この新たな知見に基づいて、発明者らは、核燃料物質領域の上方に形成された長さが４００ｍｍ〜２５００ｍｍの範囲内に存在するプレナムの外径を、３ｍｍ以上で核燃料物質領域での燃料棒の外径よりも小さくすればよいとの結論に達した。
【０１１５】
このように（２）の構成を適用することによって、第１設計基準外の複合事象が発生した場合でも、プレナムを画定する構造部材に反射されて核燃料物質充填領域に戻される、漏洩中性子の量が減少し、プレナムの容積の増大によって燃料棒の健全性が増大する。したがって、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【０１１６】
以上に述べた検討結果を詳細に説明する。発明者らは、核燃料再処理で得られたＴＲＵを含む核燃料物質領域を有する軽水炉の炉心を対象に検討を行った。この炉心の核分裂性Ｐｕの増倍比が１．０１である。
【０１１７】
図６は、その検討によって得られた結果を示しており、プレナム長さに対する投入反応度の変化を示している。この投入反応度は、炉心全体がボイド状態になったときの投入反応度である。
【０１１８】
水素の散乱断面積は、５００ｋｅＶ以下のエネルギー領域では比較的大きいが、１Ｍｅｖに近づくに従って急激に減少するため、１ＭｅＶ以上の高速中性子が核燃料物質領域から反射体領域にディープ・ペネトレーションで貫いて往く。一方、燃料集合体を通過する二相流を構成する水素原子の質量は中性子とほぼ同じであるため、中性子が、水素原子との一度の衝突によって、エネルギーを大きく失う。このため、核燃料物質領域の上方に存在する上部反射体が水及びこの蒸気を含む二相流だけで構成される場合、核燃料物質領域からひとたび上部反射体に漏洩した高速中性子が、再び、核燃料物質領域に戻る確率は小さい。しかし、燃料棒内のプレナムを画定している構成部材（例えば、ジルカロイ製のチューブ）が上部反射体領域に存在する場合には、ジルカロイ製のチューブのジルコニウム原子の質量は中性子質量に比べて大きく、中性子が、ジルコニウム原子との一度の衝突によって失うエネルギーは極めて小さい。このため、中性子がジルコニウム原子と何度か衝突を繰り返す間に、核燃料物質領域に再び戻る中性子も出てくる。
【０１１９】
図６において、特性Ｌは、燃料棒内に形成されるプレナムの部分の外径が、燃料棒の、プレナム部より下方の核燃料物質充填領域の部分の外径と同じ場合における、プレナム長さに対する投入反応度の変化を示している。特性Ｍは、燃料棒内に形成されるプレナムの部分の外径が、燃料棒の、プレナム部より下方の核燃料物質充填領域の部分の外径よりも小さい場合における、プレナム長さに対する投入反応度の変化を示している。具体的には、プレナム部の横断面積が、燃料棒の核燃料物質充填領域の部分の横断面積の半分である。
【０１２０】
何らかの原因で炉心に冷却材を供給する冷却材供給ポンプの全数が停止し、さらに全制御棒が作動しない複合事象（第１設計基準外事故）が発生することにより、出力が上昇して燃料棒内の燃料ペレットの温度が上昇し、揮発性核分裂生成物の燃料ペレットからの放出率が増加する。さらに、燃料棒の被覆管の内圧が上昇し、被覆管と燃料ペレットの間の間隙が広くなって燃料ペレットから被覆管への熱伝達率が低下し、燃料ペレットの温度がさらに上昇する。上記の複合事象の発生は、そのような正のフィードバック状態を引き起こす。しかしながら、プレナム長さを長くしてプレナム容量を増加させることにより、そのような正のフィードバック状態の発生を防ぐことができ、燃料棒の健全性を向上できる。
【０１２１】
図６の特性Ｍで示すように、燃料棒内に形成されるプレナムの部分の外径が、燃料棒の、プレナム部より下方の核燃料物質充填領域の部分の外径よりも小さい場合には、炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに、核燃料物質領域に投入される反応度が１ドル以下になる。このため、燃料棒内の、プレナムの部分の外径が、燃料棒の、核燃料物質充填領域の部分の外径よりも小さい場合には、第１設計基準外事故の複合事象が発生しても、高圧炉心注水系の作動により、炉心に注水される冷却水の流量で燃料棒が冷却可能な出力まで、出力が自動的に低下してＢＷＲの安全性が保たれる。したがって、プレナムの部分の外径が、核燃料物質充填領域の部分の外径よりも小さくなることによって、ＢＷＲの炉心の安全余裕を向上させることができる。
【０１２２】
燃料棒において、プレナムの部分の外径が核燃料物質充填領域の部分の外径と同じである場合にはプレナムの長さを２００ｍｍ程度、プレナム部より下方の核燃料物質充填領域の部分の外径よりも小さくする場合にはプレナムの長さを２００〜３００ｍｍ程度にすることによって、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときでも、正の反応度の投入を避けることができる。
【０１２３】
前述した（３）の構成について説明する。
【０１２４】
核燃料再処理で得られたＴＲＵを多重リサイクルすることが提案されている（特開２００８−２１５８１８号公報及びR.TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL ’07 Boise, USA, September, 2007, P.1725参照）。ＴＲＵの多重リサイクルを実現するためには、様々な軽水炉（ＢＷＲ及びＰＷＲ）から発生した使用済核燃料から回収した核燃料物質を使用する必要がある。
【０１２５】
軽水炉でもＢＷＲとＰＷＲでは、炉心内に存在する核燃料物質に含まれた核分裂性物質が燃焼するときの中性子エネルギースペクトルが異なる。また、発生した使用済燃料集合体が、炉心から取り出されて間もない使用済燃料集合体、及び燃料貯蔵プール内で長期間に亘ってわたり貯蔵された使用済燃料集合体と様々なものがある。燃料貯蔵プール内に貯蔵された使用済燃料集合体に含まれた使用済核燃料も、使用済燃料集合体の貯蔵期間の違いにより、同位元素の核崩壊も異なっており、含まれるＴＲＵの組成が異なっている。
【０１２６】
このような様々な使用済核燃料から、核燃料再処理によって回収されたＴＲＵを含む核燃料物質を用いて製造された新たな複数の燃料集合体を、一つの軽水炉の炉心に装荷しなければならない。回収された、ＴＲＵを含む核燃料物質でのＴＲＵの組成が異なることに起因し、製造されて炉心に装荷された燃料集合体ごとの出力のばらつきが大きくなり、炉心の熱的余裕が小さくなる恐れがある。このため、軽水炉の炉心の熱的余裕を増大させることが望まれている。
【０１２７】
発明者らは、熱的余裕が増大する軽水炉の炉心を実現するために、種々の検討を行った。この検討の結果、発明者らは、核燃料物質領域に形成された下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性Ｐｕの割合を、核燃料物質領域に形成された上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性Ｐｕの割合よりも大きくすることによって、軽水炉の経済性を損なうことなく軽水炉の炉心の熱的余裕を増大できることを見出した。（３）の構成によって、燃料棒線出力密度、燃料棒中心温度及びＭＣＰＲ等の熱的余裕を増大させることができる。さらに、ＴＲＵの多重リサイクルも実現できる。
【０１２８】
（３）の構成は、核燃料物質領域の下端から核燃料物質領域の上端に向かって下部ブランケット領域、下部燃料領域、内部ブランケット領域、上部燃料領域及び上部ブランケット領域が順に形成されたパッフェ炉心によって実現できる。
【０１２９】
このような熱的余裕の増大には、炉心内の核燃料物質領域の高さを高くする、すなわち、燃料棒の軸方向の全長を長くすることが望ましい。ＢＷＲは、炉心内で、核燃料物質領域の下端から核燃料物質領域の上端に向うに従って，中性子減速材である冷却水の密度が低下する。このため、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富化度を下げて上部燃料領域の高さを高くし、上部燃料領域よりも冷却水の密度が高い下部燃料領域における全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富化度を上げて中性子の利用率を良くする。炉心の増殖比及びボイド係数は悪化しない。
【０１３０】
下部燃料領域における全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富化度の増大は、下部燃料領域の高さを低減することになる。しかしながら、上部燃料領域の高さの増加幅が下部燃料領域の高さの減少幅よりも大きいので、結果として、核燃料物質領域の高さが増加する。
【０１３１】
核燃料物質領域に形成された下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性Ｐｕの割合を、核燃料物質領域に形成された上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性Ｐｕの割合よりも大きくした、熱的余裕が増大した軽水炉の炉心は、もし、何らかの原因で第１設計外事故が発生したとしても、非常用炉心冷却系の高圧炉心注水系から供給が可能な冷却材の容量によって炉心内の燃料集合体を冷却できる出力まで自動的に出力を低下させることができる。さらに、そのような軽水炉の炉心は、仮に何らかの原因で仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になった場合でも、正の反応度が投入されることがない。
【０１３２】
（３）の構成を有する軽水炉の炉心は、熱的余裕が増大するので、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【０１３３】
発明者らは、（３）の構成を実現する具体的な構成として、以下に述べる（Ｉ）の構成と（II）の構成を考え出した。（Ｉ）の構成は、核燃料物質領域の下部燃料領域の高さと上部燃料領域の高さの和を３５０ｍｍ以上６００ｍｍ以下の範囲内にし、及び上部燃料領域の高さを下部燃料領域の高さの１．１〜２．１倍の範囲内にする。（II）の構成は、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富化度、及び上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富化度の平均が１４〜２２％の範囲内にし、及び下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富化度を上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富化度の１．０５〜１．６倍の範囲内にする。（Ｉ）及び（II）のいずれの構成によっても、軽水炉の経済性を損なうことなく熱的余裕をさらに増大させることができる。
【０１３４】
以上に述べた検討結果を詳細に説明する。
【０１３５】
上記の検討は、軽水増殖炉の炉心、例えば、電気出力が１３５０ＭＷで、炉心に装荷されている７２０体の燃料集合体及び燃料集合体当たり２７１本の燃料棒を有する増殖比１．０１のＢＷＲ炉心を対象にして行った。
【０１３６】
軽水増殖炉では、臨界性の制約条件である実効中性子増倍率１の下で、増殖比、熱的余裕及び安全上の重要な指標の一つである負のボイド係数をバランスよく満足させることが重要である。
【０１３７】
上記の検討対象のＢＷＲの炉心について行った発明者らの検討の結果、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度を下げ、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度を高くすることにより、上記したように、増殖比及びボイド係数を悪化させることなく炉心の熱的余裕を増大させることができることが分かった。
【０１３８】
一般的には、核分裂性Ｐｕ富加度を上昇させた場合には、核分裂性物質が存在する燃料領域の中性子スペクトルが高エネルギー側にシフトし、ＴＲＵが核分裂したときに発生する中性子数が増加するとともに親物質のＵ−２３８等の高速核分裂が増加する。このため、燃料領域からブランケット領域に漏洩する中性子数が増加して増殖比の増加に寄与する。しかし、炉心を臨界に保つのに必要な燃料領域の高さが減少するので、燃料棒の全長が短くなり、熱的余裕が減少する。一方、炉心の負のボイド係数の絶対値が大きくなり、安全余裕は増大する。
【０１３９】
しかしながら、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度を下げ、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度を高くした場合には、前述したように、核燃料物質領域の高さを高くすることができる。このため、炉心の熱的余裕が増大する。
【０１４０】
発明者らは、下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性Ｐｕの割合を、核燃料物質領域に形成された上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性Ｐｕの割合よりも大きくする炉心について検討した。図７は、この検討結果の１つを示している。
【０１４１】
軽水増殖炉の平衡炉心に装荷する新燃料集合体において、下部燃料領域の核分裂性Ｐｕの富加度に対する上部燃料領域の核分裂性Ｐｕの富加度の比（以下、単に、核分裂性Ｐｕの富加度の比という）を変えたときにおける、上部燃料領域、下部燃料領域及び核燃料物質領域のそれぞれの高さの変化について調べた。図７は、核分裂性Ｐｕの富加度の比と各領域の高さの関係を示している。特性Ｐは、核分裂性Ｐｕの富加度の比による上部燃料領域の高さの変化を示している。特性Ｑは、核分裂性Ｐｕの富加度の比による下部燃料領域の高さの変化を示している。特性Ｒは、核分裂性Ｐｕの富加度の比による核燃料物質領域の高さの変化を示している。
【０１４２】
炉心の臨界性、及び炉心軸方向における出力分布の平坦化等を考慮すると、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度が１７％、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度が１９％のとき、上部燃料領域の高さが下部燃料領域の高さの約１．１倍になる。上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度が１４％、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度が２２％のとき、上部燃料領域の高さが下部燃料領域の高さの約２．１倍になる。図１１に示された各特性は、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度と下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度の平均が１８％の場合の評価結果である。これらの富加度の平均を１６％から２０％の間で変化させても、核分裂性Ｐｕの富加度の比に対する上部燃料領域の高さ及び下部燃料領域の高さが、その富化どの平均が１８％の場合と同様に変化した。
【０１４３】
軽水増殖炉の平衡炉心に装荷する新燃料集合体において、核分裂性Ｐｕの富加度の比を変えたときにおける、ボイド係数、及び仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおいて炉心に投入される反応度の変化について検討した。この検討の結果得られた図８は、核分裂性Ｐｕの富加度の比とボイド係数、及び炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける投入反応度の関係を示している。特性Ｓは、核分裂性Ｐｕの富加度の比によるボイド係数の変化を示している。特性Ｔは、核分裂性Ｐｕの富加度の比によるその投入反応度の変化を示している。
【０１４４】
ＢＷＲでは、炉心軸方向において、中性子の減速機能を担う水素原子の密度分布を有するので、水素原子密度の高い下部燃料領域における核分裂性Ｐｕの富加度は、水素原子密度の低い上部燃料領域におけるその富加度よりも高くすることが望ましい。核分裂性Ｐｕの富加度を２２％よりも高くし過ぎると、共鳴エネルギー領域での各種のＴＲＵの自己遮蔽効果により、核分裂性Ｐｕの富加度の増大効果が薄れてしまう。このため、炉心を臨界に保つのに必要な核分裂性Ｐｕの量がいたずらに増大し、ＢＷＲの経済性が損なわれる。また、核分裂性Ｐｕ富加度を１４％よりも低くし過ぎると、中性子エネルギースペクトルが低エネルギー側に移行して増殖比が低下するとともに、ボイド係数の悪化が１０％を越え、ＢＷＲの経済性及び安全性を損なう恐れがある。
【０１４５】
しかしながら、図８の特性Ｔで表されるように、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度が下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度の１．０５（１９／１６）倍よりも小さくなると、炉心全体が１００％ボイドの状態になったと仮定したときの投入反応度が１ドル（約０．３４％ΔＫ）を超えて即発臨界領域に入る。即発臨界領域に入ることは避けなければならない。このため、万が一、第１設計基準外事故が発生して高圧炉心注水系が作動する場合に対応して、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度を、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度の１．０５倍以下にしなければならない。上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度が、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度の１．６（２２／１４）倍を超えた場合には、負のボイド係数の絶対値が小さくなり、異常な過渡変化や事故の種類によっては安全基準を満たすのが困難な場合が生じる可能性がある。このため、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度を、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度の１．６倍以下にする。
【０１４６】
図８に示す特性Ｔに基づけば、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度を、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度の１．２５（２０／１６）倍以上にすることによって、仮に何らかの原因で炉心全体が１００％ボイドの状態になったとしても、炉心に正の反応度が入ることを避けることができる。
【０１４７】
このため、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度を、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度の１．０５〜１．６の範囲内にすることによって、炉心の熱的余裕を増大させることができる。結果として、炉心の経済性を損なうことなく、炉心の安全余裕を向上することができる。好ましくは、上部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度を、下部燃料領域の全核燃料物質中の核分裂性Ｐｕの富加度の１．２５〜１．６の範囲内にすることが望ましい。以上は平衡炉心についての検討結果を示したが、初装荷炉心、及び平衡炉心に至る移行炉心についても、同様のことが言える。
【０１４８】
前述した（４）の構成について説明する。
【０１４９】
軽水炉から大量に発生する使用済燃料集合体に含まれる使用済核燃料は、核燃料再処理を行ってＴＲＵをリサイクルする方法、及び使用済燃料集合体を直接地層処分する方法のいずれかで対応することが考えられている。しかしながら、使用済燃料集合体の地層処分地がなかなか決まらないので、使用済燃料集合体の中間貯蔵の道も考えられている。一方、軽水炉の運転によって新たに生成されるＴＲＵが超寿命放射性廃棄物になることへの危惧が、軽水炉増設の妨げになることが懸念されている。そこで、軽水炉の普及のための当面の対策として、発明者らは、現在運転中のＢＷＲを用いてＴＲＵを核分裂させ、使用済燃料集合体数を大幅に削減することを検討した。
【０１５０】
現在運転中の軽水炉でＴＲＵをリサイクルした例としては、いわゆるＰｕサーマル利用といわれるＴＲＵのうちＰｕだけを、しかも一度だけリサイクルすることがヨーロッパ等で実施されている。しかしながら、ＴＲＵのリサイクルを繰り返して継続する場合には、安全上の制約条件を守れなくなるので、安全上の制約条件を守りつつ、ＴＲＵの多重リサイクルを繰り返し、使用済燃料集合体の体数を大幅に減らすことが必要である。
【０１５１】
発明者らは、使用済燃料集合体の体数を減らすことができる対策を検討した。この結果、発明者らは、超ウラン核種を含み、超ウラン核種のリサイクルの回数が異なっている複数の燃料集合体が装荷され、これらの燃料集合体のうち、リサイクルの回数が最も少ない超ウラン核種を含む複数の燃料集合体を炉心の中央部に配置し、この中央部と炉心最外層領域の間において、リサイクル回数の多い超ウラン核種を含む燃料集合体ほど、炉心最外層領域側に配置する（（４）の構成）ことによって、使用済燃料集合体の体数を低減できることを見出した。
【０１５２】
（４）の炉心構成は、例えば、以下のようにして実現できる。すなわち、リサイクル回数の異なるＴＲＵが別々の燃料集合体に含まれ、これらの燃料集合体が一つの軽水炉の炉心に装荷される。燃焼度がゼロのときに同じリサイクル回数のＴＲＵが富化されて炉心滞在期間が異なる各燃料集合体は、炉心内で、互いに隣接して装荷される。リサイクルの回数が最も少ない超ウラン核種を含む複数の燃料集合体を炉心の中央部に配置し、この中央部と炉心最外層領域の間において、リサイクル回数の多い超ウラン核種を含む燃料集合体ほど、炉心最外層領域側に配置する。
【０１５３】
リサイクル回数の異なるＴＲＵは、混ぜ合わせることなく、別々に異なる燃料集合体に装荷する必要がある。低濃縮ウラン及びＴＲＵを核燃料として用いる軽水炉で発生した使用済核燃料を再処理して得られるＴＲＵをウランに富加して多重リサイクルする際に、同じリサイクル数のＴＲＵを含む燃料集合体ごとに、同じリサイクル数のＴＲＵを含み炉心滞在年数の異なるすべての燃料集合体の無限実効増倍率の平均値がほぼ同じ値になるように新燃料集合体のＴＲＵ装荷量を定めるとよい。
【０１５４】
リサイクル数の多いＴＲＵほど、ＴＲＵ中のＰｕ−２３９の割合が小さくなる。したがって、（４）の構成は、ＴＲＵを多重リサイクルした場合において、ＴＲＵ中のＰｕ−２３９の割合が最も高い核燃料物質を含む複数の燃料集合体を炉心の中央部に配置し、この中央部と炉心最外層領域の間において、ＴＲＵ中のＰｕ−２３９の割合が小さい核燃料物質を含む燃料集合体ほど、炉心最外層領域側に配置することと同じである。
【０１５５】
（４）の構成の採用によって、核燃料再処理によって得られたＴＲＵを含む核燃料物質を利用するリサイクル型軽水炉の安全性向上、熱的余裕の増大、及び使用済燃料集合体の体数の削減を目指すことができる。
【０１５６】
以上に述べた検討を詳細に説明する。この検討は、現在運転中のＡＢＷＲの炉心を対象に行なった。対象にしたＡＢＷＲの炉心は、例えば、電気出力が１３５０ＭＷで、炉心に装荷されている８７２体の燃料集合体及び燃料集合体当たり７４本の燃料棒を有する平均濃縮度４．８％の低濃縮ウランを使った炉心である。
【０１５７】
低濃縮ウランを核燃料物質として用いた燃料集合体が、例えば、ＡＢＷＲの炉心に装荷される。このＡＢＷＲで発生した使用済燃料集合体内の使用済核燃料を再処理して回収されたＰｕだけを劣化ウラン、天然ウランまたは減損ウラン等に富加して得られた核燃料物質を用いて製造された新燃料集合体を装荷した、例えば、ＢＷＲの炉心を、一般にＰｕサーマル炉心と称している。Ｐｕサーマル炉のうち、低濃縮ウランを含む燃料集合体が全く装荷されていなく、装荷された全ての燃料集合体が核燃料再処理で回収されたＰｕを含む核燃料物質を有する燃料集合体である炉心を、Ｆｕｌｌ ＭＯＸ炉心と称する。
【０１５８】
Ｐｕだけではなく核燃料再処理で回収された全ＴＲＵを含む核燃料物質を有する燃料集合体を装荷する軽水炉の炉心において、リサイクル回数が一回のＴＲＵを含む燃料集合体のみが装荷された炉心をＴＲＵ第一世代リサイクル炉心と呼ぶ。このＴＲＵ第一世代リサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体に含まれた使用済核燃料を再処理して得られたリサイクル回数２回のＴＲＵを含む燃料集合体が装荷された炉心を、ＴＲＵ第二世代リサイクル炉心と呼ぶ。このＴＲＵ第二世代リサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体に含まれた使用済核燃料を再処理して得られたリサイクル回数３回のＴＲＵを含む燃料集合体が装荷された炉心を、ＴＲＵ第三世代リサイクル炉心と呼ぶ。このように、リサイクル数が多くなったＴＲＵを含む燃料集合体が装荷されるほど、炉心の世代数も増加する。
【０１５９】
このように、ＴＲＵのリサイクル数を重ねていくと、ＴＲＵ中の偶数核の核種の割合が増加して、負のボイド係数の絶対値が小さくなる。このため、炉心の安全余裕がなくなって、ＴＲＵの多重リサイクルが継続できなくなる。W.S.Yang et al., A Metal Fuel Core Concept for 1000MWt Advanced Burner Reactor GLOBAL' 07 Boise, USA, September, 2007, P.52によると、ＦＢＲにおいて、上記のリサイクル方式よりもＴＲＵのリサイクル世代を長くできる方式が検討されている。Ａｄｖａｎｃｅｄ Ｂｕｒｎｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ（ＡＢＲ）は、ＴＲＵ第一世代リサイクルにおいて、軽水炉の使用済燃料を再処理して得られたＴＲＵを含む劣化ウランを核燃料物質として使用する。ＴＲＵ第二世代リサイクルにおいて、ＴＲＵ第一世代リサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体に含まれる使用済核燃料を再処理して得られたＴＲＵを、全量、燃料集合体に充填してリサイクルするとともに、ＴＲＵ第一世代リサイクル炉心での燃焼により減少したＴＲＵの不足分を、軽水炉の使用済核燃料を再処理して得られたＴＲＵによって補うことが試行されている。
【０１６０】
このように、軽水炉とＡＢＲを並行に運転し続ける限りにおいては、軽水炉で発生した使用済核燃料からのＴＲＵを、軽水炉の炉心及び燃料サイクル施設に収容し続けることになる。このため、当面において、ＴＲＵの原子炉外での貯蔵を避けることができる。このＡＢＲの考え方をＡＢＷＲで試行したところ、Ｆｕｌｌ ＭＯＸの多重リサイクル炉心よりもＴＲＵの多重リサイクルを長く継続することができた。しかしながら、ＴＲＵの多重リサイクルはＴＲＵ第四世代リサイクル炉心までが限界であるが、ＴＲＵのリサイクルを行わない場合に比べて、発生する使用済燃料集合体の体数が、十分の一程度に削減される。（４）の構成を適用することにより、ＴＲＵ第八世代リサイクル炉心までＴＲＵの多重リサイクルを継続した場合には、発生する使用済燃料集合体の体数が、ＴＲＵのリサイクルを行わない場合に発生するその体数の１％未満まで低減することができる。
【０１６１】
通常のＦｕｌｌ ＭＯＸのＴＲＵ多重リサイクル炉心を対象にした発明者らの検討の結果、ＴＲＵをリサイクルし続けたときにボイド係数が正側に移行する原因として、（Ｉ）ＴＲＵ中の偶数核の割合が増加する、及び（II）炉心内のボイド率が上昇するにつれて、半径方向の出力分布が炉心中心部で高く、周辺部で低くなる方向に移行する、ことの２つあることが分った。
【０１６２】
図９において、特性Ｖが、ＢＷＲの定格出力運転時における炉心半径方向出力分布を示しており、特性Ｘが、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときにおける炉心半径方向の出力分布を示している。ＴＲＵリサイクル炉のリサイクル世代が進むにつれて、冷却材のボイド率が増加したときの燃料集合体の無限中性子増倍率の上昇割合が増加する。この現象を利用して、超ウラン核種を含み、超ウラン核種のリサイクルの回数が異なっている複数の燃料集合体が装荷され、これらの燃料集合体のうち、リサイクルの回数が最も少ない超ウラン核種を含む複数の燃料集合体を炉心の中央部に配置し、この中央部と炉心最外層領域の間において、リサイクル回数の多い超ウラン核種を含む燃料集合体ほど、炉心最外層領域側に配置することにより、炉心中心部への半径方向の出力分布のシフトを緩和することが可能になった。これにより、安全基準を満たしつつＴＲＵの多重リサイクルが可能になり、且つ発生する使用済燃料集合体の体数を低減することができる。
【０１６３】
炉心中心部への出力分布シフトの緩和について、具体的に説明する。仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに核燃料物質領域に大きな正の反応度が投入される主要な原因の一つは、ＢＷＲの定格出力におけるボイド分布の状態から、炉心全体が１００％ボイド率の状態に移行した時に半径方向の出力分布が中性子インポータンスの高い炉心中央部にシフトすることあることを、発明者らが見出した。ＴＲＵの多重リサイクルを行うとき、ＴＲＵのリサイクル回数が増えるにしたがって全ＴＲＵ中のＰｕ−２３９の割合が順次減少し、ボイド率が増加したときにＴＲＵを含む燃料集合体の無限中性子増倍率の増加量が大きくなる。そこで、炉心の中央部にリサイクル回数が少ないＴＲＵを含む燃料集合体を装荷し、炉心の周辺部にリサイクル回数が多いＴＲＵを含む燃料集合体を装荷することによって、定格出力運転時のボイド分布の状態から、炉心全体が１００％ボイド率の状態への移行時に生じる半径方向の出力分布の炉心中央部へのシフトを緩和することができる。このため、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったときでも、正の反応度が投入されない炉心が実現できる。なお、炉心の半径方向における出力分布の平坦化は、リサイクル回数が異なるＴＲＵを含む燃料集合体の間で、装荷する体数の割合を調整することによって行われる。
【０１６４】
（４）の構成を適用した軽水炉の炉心の例で、運転サイクル開始時における状態を図１０に示す。この軽水炉の炉心には、リサイクル回数が一回のＴＲＵを含む複数の燃料集合体Ａからリサイクル回数が八回のＴＲＵを含む複数の燃料集合体までの、リサイクル数が一回から八回までの各回数のＴＲＵを別々に含んでいる燃料集合体Ａ〜Ｈが装荷されている。図１０において、アルファベットのＡ，Ｂ，Ｃ，Ｄ，Ｅ，Ｆ，Ｇ及びＨは、ＴＲＵのリサイクル回数を示している。図１０において、アルファベットの後に付された数字１，２，３，４，５は、該当する燃料集合体の、炉心内に滞在する期間（運転サイクル数）を示している。例えば、燃料集合体Ｂ３は、リサイクル回数が二回のＴＲＵを含み、炉心に装荷されてから３つ目の運転サイクルでの運転を経験しつつある燃料集合体である。数字の「５」は、５つ目の運転サイクルを経験しつつある燃料集合体である。
【０１６５】
燃料集合体Ａ〜Ｃ、及び燃料集合体Ｄの一部は、炉心に装荷されてから４つ目の運転サイクルの運転が終了した後、使用済燃料集合体として、原子炉から外部に取り出される。燃料集合体Ｄの残り、及び燃料集合体Ｆ〜Ｈは、炉心に装荷されてから５つ目の運転サイクルでの運転が終了するまで、炉心内に滞在する。
【０１６６】
平衡炉心においては、炉心から使用済燃料集合体として取り出された燃料集合体Ａ４に含まれる使用済核燃料を再処理して回収されたＴＲＵの全量が、新たに製造された複数の燃料集合体Ｂ１に分散して充填される。炉心から使用済燃料集合体として取り出された燃料集合体Ｂ４に含まれる使用済核燃料を再処理して回収されたＴＲＵの全量が、新たに製造された複数の燃料集合体Ｃ１に分散して充填される。同様に、炉心から取り出された燃料集合体Ｃ４に含まれる使用済核燃料から回収されたＴＲＵの全量が複数の新燃料集合体Ｄ１に分散して充填され、炉心から取り出された燃料集合体Ｅ５に含まれる使用済核燃料から回収されたＴＲＵの全量が複数の新燃料集合体Ｆ１に分散して充填される。燃料集合体Ｇ５に含まれる使用済核燃料から回収されたＴＲＵ全量が、複数の新燃料集合体Ｈ１に分散して充填され、最終的に燃料集合体Ｈ５のみが使用済燃料集合体として残される。
【０１６７】
燃料集合体Ａ〜Ｈの各燃料集合体の体数は、炉心の半径方向の出力分布を平坦に保てるように、それぞれの燃料集合体の無限実効増倍率がほぼ同じになるように決められる。図１０に示す炉心では、燃焼度ゼロの時点での燃料集合体Ａ〜Ｈの各体数は、それぞれ１００体、４０体、２４体、１６体、１２体、８体、４体、４体である。同じリサイクル数のＴＲＵを含む複数の燃料集合体は、炉心滞在期間が異なる燃料集合体を隣接するように配置される。
【０１６８】
リサイクル回数の多いＴＲＵを含む燃料集合体ほど、炉心最外層領域側に配置することによって、リサイクル回数が同じであるＴＲＵを含む燃料集合体のみが装荷された炉心に比べて、炉心のボイド率が上昇したときに、炉心中心部での無限中性子実効増倍率の上昇が、炉心周辺部での無限中性子実効増倍率の上昇より相対的に小さくなる。このため、半径方向の出力分布の炉心中央部へのシフトが小さくなる。結果として、リサイクル回数が八回までの各ＴＲＵを別々に含む核燃料集合体が装荷された炉心であるにもかかわらず、ボイド係数を−４×１０−４％Δｋ／％ｖｏｉｄに保って軽水炉を運転することが可能になる。この炉心は、ＴＲＵをリサイクルしなかった場合に比べて、使用済燃料集合体の体数を０．５％以下に減少させることが出来ることが分かる。
【０１６９】
リサイクル回数が１回のＴＲＵを含む燃料集合体からリサイクル回収が八回のＴＲＵを含む燃料集合体までの各燃料集合体を一つの炉心に共存させた場合を例に説明したが、以下のような炉心構成にしてもよい。例えば、燃料集合体としてリサイクル回数が１回のＴＲＵを含む燃料集合体のみを装荷した炉心、リサイクル回数が１回のＴＲＵを含む燃料集合体及びリサイクル回数が２回のＴＲＵを含む燃料集合体を装荷した炉心、及びリサイクル回数が１回のＴＲＵを含む燃料集合体、リサイクル回数が２回のＴＲＵを含む燃料集合体、及びリサイクル回数が３回のＴＲＵを含む燃料集合体を装荷した炉心等が考えられる。
【０１７０】
また、軽水炉から取り出された各使用済燃料集合体から回収された全ＴＲＵをリサイクルする場合について論じてきたが、回収されたＴＲＵのうち、Ｐｕのみをリサイクルする場合、ＴＲＵ中のいくつかの核種を特定してＰｕと一緒にリサイクルする場合も、全ＴＲＵをリサイクルする場合の概念を、そのまま適用することができる。
【０１７１】
（１）、（２）及び（３）の各構成のうちの幾つかの構成を組み合せることによって、安全余裕をさらに向上させることができる。例えば、（１）に（２）を組み合せた場合には（１）単独よりも安全余裕がさらに高くなり、（１）及び（２）の組み合せに（３）をさらに組み合せた場合には（１）及び（２）の組み合せよりも安全余裕がさらに向上する。これらは、（２）を含む他の２つの構成の組み合せ、及び（３）を含む他の２つの構成の組み合せに対しても言えることである。
【０１７２】
以上に述べた概念を適用した本発明の実施例を、図面を用いて以下に詳細に説明する。
【実施例１】
【０１７３】
本発明の好適な一実施例である実施例１の軽水炉の炉心を、図１１〜図２０及び表１を用いて以下に詳細に説明する。本実施例の軽水炉の炉心２０は、前述した（１）、（２）及び（３）の構成を備えている。
【０１７４】
【表１】
【０１７５】
軽水炉の炉心２０は、電気出力１３５０ＭＷ用の炉心であるが、出力規模はこれに限定されるものではない。炉心２０に装荷された燃料集合体の体数を変更する等によって、本実施例が適用できる他の出力規模の炉心を実現することができる。
【０１７６】
本実施例の炉心２０が適用される電気出力１３５０ＭＷ用の軽水炉である沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の概要を、図１１に基づいて説明する。ＢＷＲ１は、原子炉圧力容器２７内に、炉心２０、気水分離器２１及び蒸気乾燥器２２を配置している。炉心２０は、原子炉圧力容器２７内で炉心シュラウド２５によって取り囲まれている。炉心２０の下端に配置された炉心支持板１７が、炉心シュラウド２５内に配置されて炉心シュラウド２５に設置される。炉心２０の上端に配置された上部格子板１８が、炉心シュラウド２５内に配置されて炉心シュラウド２５に設置される。複数の制御棒４２が炉心２０に挿入可能な位置に配置されている。これらの制御棒４２は下方より炉心に挿入される。気水分離器２１は炉心２０の上方に配置され、蒸気乾燥器２２は気水分離器２１の上方に配置される。複数のインターナルポンプ２６が原子炉圧力容器２７の底部に設置され、インターナルポンプ２６のインペラが原子炉圧力容器２７と炉心シュラウド２５との間に形成されるダウンカマ２９内に配置される。主蒸気配管２３及び給水配管２４が原子炉圧力容器２７に接続される。ＢＷＲ１には何らかの原因で炉心に供給される冷却材が喪失した場合の非常用炉心冷却系として低圧炉心注水系３１と高圧炉心注水系３２を備えている。
【０１７７】
炉心２０には、図１２に示すように、７２０体の燃料集合体４１が装荷されている。３体の燃料集合体４１に１本の割合でＹ字型の制御棒４２が設けられ、２２３本の制御棒４２が配置されている。それぞれの制御棒４２は原子炉圧力容器２７の底部に設けられた別々の制御棒駆動装置に連結されている。制御棒駆動装置は、モータ駆動であり、軸方向における制御棒４２の移動を微調整することができる。制御棒駆動装置が、制御棒４２の炉心からの引き抜き、及び制御棒４２の炉心への挿入の各操作を実行する。２２３本の制御棒４２の約１／５が、運転中のＢＷＲ１の炉心に挿入したり引き抜いたりすることにより原子炉の出力を調整する制御棒であり、残り約４／５が、運転中のＢＷＲ１の炉心から引き抜かれた状態で、原子炉を停止するときに炉心内に挿入される制御棒４２である。
【０１７８】
燃料集合体４１は核燃料物質が装荷されている核燃料物質領域１６を有し、この核燃料物質領域１６内で、上から上部ブランケット領域５、上部燃料領域６、内部ブランケット領域７、下部燃料領域８及び下部ブランケット領域９の５つの領域を順次形成している。また、燃料集合体４１は、上部ブランケット領域５の上方に、炉心２０内に装荷された状態で上部反射体領域１０を形成する領域を有し、さらに下部ブランケット領域９の下方に、炉心２０内に装荷された状態で下部反射体領域１１を形成する他の領域を有する（図１６参照）。
【０１７９】
炉心２０は、核燃料物質を含んでいる核燃料物質領域１２、上部反射体領域１０Ａ及び下部反射体領域１１Ａを有する。上部反射体領域１０Ａは、核燃料物質領域１２の上方に形成されており、炉心２０に装荷された全燃料集合体４１の上部反射体領域１０によって形成される。下部反射体領域１１Ａは、核燃料物質領域１２の下方に形成されており、炉心２０に装荷された全燃料集合体４１の下部反射体領域１１によって形成される。
【０１８０】
炉心２０の核燃料物質領域１２は、全燃料集合体４１の核燃料物質領域１６によって構成される。この核燃料物質領域１２が、上部ブランケット領域５によって形成される上部ブランケット領域５Ａ、上部燃料領域６によって形成される上部燃料領域６Ａ、内部ブランケット領域７によって形成される内部ブランケット領域７Ａ、下部燃料領域８によって形成される下部燃料領域８Ａ及び下部ブランケット領域９によって形成される下部ブランケット領域９Ａの５領域を有している。上部ブランケット領域５Ａ、上部燃料領域６Ａ、内部ブランケット領域７Ａ、下部燃料領域８Ａ及び下部ブランケット領域９Ａが、核燃料物質領域１２の上端から核燃料物質領域１２の下端に向ってこの順に配置される。炉心２０はパッフェ炉心である。領域１０Ａ、５Ａ、６Ａ、７Ａ、８Ａ、９Ａ及び１１Ａは、炉心２０の高さ方向において、燃料集合体４１のそれぞれの領域１０、５、６、７、８、９及び１１と同じ位置にある。
【０１８１】
燃料集合体４１の核燃料物質が装荷されている領域の横断面は、図１３に示すように、六角形の筒であるチャンネルボックス１３内に、外径１０．１ｍｍの２７１本の燃料棒４４を正三角形格子に配置している。燃料集合体４１の横断面の形状は六角形をしており、燃料集合体４１に含まれた複数の燃料棒４４の相互間の間隙が１．３ｍｍである。最外層の燃料棒列の一辺には９本の燃料棒４４が配置される。横断面がＹ字型の制御棒４２は、中心に位置するタイロッドから外側に向かって伸びる３枚の翼を有する。各翼は、中性子吸収材であるＢ４Ｃが充填された複数の中性子吸収部材３を備えており、タイロッドの周囲に１２０度の間隔を持って配置される。制御棒４２は、軽水より減速能が小さい物質である炭素で構成されたフォロアー部を、炉心に最初に挿入される挿入端部に設けている。
【０１８２】
各燃料集合体４１の構成を、図１７を用いて説明する。燃料集合体４１は、上部タイプレート（上部燃料支持部材）１４、下部タイプレート（下部燃料支持部材）１５、複数の中性子吸収部材（例えば、中性子吸収棒）３、複数の燃料棒４４、及びチャンネルボックス１３を有する。各燃料棒４４の下端部が下部タイプレート１５で支持され、各燃料棒４４の上端部が上部タイプレート１４で支持される。各燃料棒４４は、密封されたジルコニウム合金製の被覆管を有し、燃料棒４４の被覆管内に、軸方向において、上端から下方に向かって、プレナム２、核燃料物質領域１６及び中性子吸収材充填領域４をこの順に配置している。中性子吸収材であるＢ４Ｃが充填された中性子吸収材充填領域４の上方に位置する核燃料物質領域（燃料有効長）１６には、核燃料物質を含む複数の燃料ペレットが充填されている。中性子吸収材充填領域４にはハフニウム棒を配置してもよい。チャンネルボックス１３内の単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合が５３％である。
【０１８３】
中性子吸収材充填領域４及び核燃料物質領域１６のそれぞれの位置での燃料棒４４の外径（被覆管の外径）は、共に１０．１ｍｍで同じである。プレナム２の位置での燃料棒４４の外径（被覆管の外径）は、５．８ｍｍであって、核燃料物質領域１６の位置での燃料棒４４の外径よりも小さくなっている。プレナム２の長さは、１１００ｍｍである。プレナム２は、燃料棒４４内において、中性子吸収材充填領域４及び核燃料物質領域１６と連通している。
【０１８４】
各燃料棒４４は、核燃料物質領域１６において、軸方向の数箇所で燃料スペーサ（図示せず）によって保持される。これらの燃料スペーサは、燃料棒４４相互間の間隔を所定幅に保持する。各燃料棒４４のプレナム２の部分も、燃料スペーサ３３によって、三箇所ほど、支持される。
【０１８５】
各中性子吸収部材３が、ジルコニウム合金製の支持棒（支持部材）４５によって上部タイプレート１４に保持される。中性子吸収部材３は、６ｍｍの外径を有する密封されたチューブ内にＢ４Ｃペレットを充填している。このチューブが支持棒４５に取り付けられている。中性子吸収部材３はチューブ内にハフニウム棒を充填して構成してもよい。各中性子吸収部材３が隣り合う燃料棒４４のプレナム２の相互間に配置され、中性子吸収部材３が１本の燃料棒４４に１本の割合で設けられる（図１８参照）。各中性子吸収部材３は、核燃料物質領域１２の上端、すなわち、核燃料物質領域１６の上端と上部タイプレート１４の下端との間に配置される。中性子吸収部材３の長さは５００ｍｍであり、核燃料物質領域１６の上端と中性子吸収部材３の下端との間の距離は３００ｍｍである。本実施例では、燃料集合体格子の横断面積に対する全ての中性子吸収部材３の合計横断面積の割合が、１６．８％である。燃料集合体格子の横断面積に対する全ての中性子吸収材充填領域３の合計横断面積の割合が、４９．３％である。この４９．３％には、制御棒４２の横断面積が含まれていない。
【０１８６】
ＢＷＲ１が運転されているとき、インターナルポンプ２６の回転によってダウンカマ２９内の冷却水が加圧されて炉心２０に供給される。炉心２０内に供給された冷却水は、各燃料集合体４１内に導かれ、核分裂性物質の核分裂によって発生する熱で加熱されて一部が蒸気になる。このため、冷却水及び蒸気を含む気液二相流が、燃料集合体４１内の上部反射体領域１０内を上昇する。この気液二相流が炉心２０から気水分離器２１に導かれて蒸気が分離される。分離された蒸気は、蒸気乾燥器２２によって湿分がさらに除去される。湿分が除去された蒸気は、主蒸気配管２３を通ってタービン（図示せず）に供給され、タービンを回転させる。タービンに連結された発電機（図示せず）が回転され、電力が発生する。タービンから排出された蒸気は、復水器（図示せず）で凝縮されて凝縮水となる。この凝縮水は、給水として、給水配管２４を通って原子炉圧力容器２７内に導かれる。気水分離器２２で分離された冷却水は、ダウンカマ２９内で上記の給水と混合され、再び、インターナルポンプ２６で加圧される。
【０１８７】
平衡状態にある炉心の燃料集合体４１の配置を、図１４及び図１５を用いて説明する。炉内滞在期間が最も長い、運転サイクルが第５サイクル目の燃料集合体４１Ｅが、中性子インポータンスの低い炉心２０に配置される。中性子無限増倍率が最も高い、炉内滞在期間が最も短い第１サイクル目の燃料集合体４１Ａが、炉心２０の炉心最外層領域４６の内側に位置する炉心外側領域４８に装荷されており、炉心の半径方向における出力分布の平坦化を図っている。炉内滞在期間が第２、第３、及び第４サイクル目の各燃料集合体４１Ｂ、４１Ｃ、及び４１Ｄが、炉心外側領域４８の内側に存在する炉心内側領域５０に、それぞれ配置されている。このような配置によって、炉心内側領域５０における出力分布の平坦化を図っている。
【０１８８】
燃料集合体４１Ａ、４１Ｂ、４１Ｃ、４１Ｄ、及び４１Ｅは、それぞれ、図１３及び後述の図１９及び図２０に示す燃料集合体４１である。これらの燃料集合体の下部タイプレート１５は、炉心支持板１７に設けられる複数の燃料支持金具（図示せず）に支持される。燃料集合体４１に冷却水を導く冷却材通路が燃料支持金具内に形成されており、燃料支持金具に設置されたオリフィス（図示せず）がその冷却材通路の入口部に配置される。炉心２０は、半径方向において炉心最外層領域４６、炉心外側領域４８及び炉心内側領域５０の３領域が形成される（図１５参照）。燃料集合体４１の出力が最も小さい炉心最外層領域４６に位置するそのオリフィスの口径が最も小さく、炉心外側領域４８位置するオリフィス及び炉心内側領域５０に位置するオリフィスの順に口径が大きくなるように設定する。炉心内側領域５０に位置するオリフィスの口径が最も大きい。
【０１８９】
燃料集合体４１の核燃料物質領域１６におけるそれぞれの領域の高さは、図１６に示すように、以下の通りである。上部ブランケット領域５（上部ブランケット領域５Ａ）の高さは７０ｍｍであり、上部燃料領域６（上部燃料領域６Ａ）の高さは２８３ｍｍであり、内部ブランケット領域７（内部ブランケット領域７Ａ）の高さは５２０ｍｍであり、下部燃料領域８（下部燃料領域８Ａ）の高さは１９４ｍｍであり、下部ブランケット領域９（下部ブランケット領域９Ａ）の高さは２８０ｍｍである。さらに、核燃料物質領域１６の上端から上方に向かって１１００ｍｍの長さを有する上部反射体領域１０（上部反射体領域１０Ａ）が形成される。この上部反射体領域１０は、各燃料棒４１のプレナム２の相互間に存在する冷却水（ＢＷＲ１の運転中では気液二相流）を含んでいる。核燃料物質領域６の下端から下方に向かって７０ｍｍの長さを有する下部反射体領域１１（下部反射体領域１１Ａ）が形成される。この下部反射体領域１１は、各燃料棒４１の中性子材充填領域６の相互間に存在する冷却水を含んでいる。上部反射体領域１０の長さ及び下部反射体領域１１の各長さの数値は、燃料集合体内に配置された燃料棒の軸方向の長さの中での長さを示している。後述の各実施例における。上部反射体領域１０の長さ及び下部反射体領域１１の各長さも同様である。
【０１９０】
中性子吸収部材３及び支持棒４５が、上部反射体領域１０（上部反射体領域１０Ａ）内に配置されている。
【０１９１】
燃料集合体４１が燃焼度ゼロのとき、その燃料集合体４１の全ての燃料棒４４（図１９に示された燃料棒４４Ａ〜４４Ｅ）は、３つのブランケット領域である上部ブランケット領域５、内部ブランケット領域７及び下部ブランケット領域９に劣化ウランを充填し、上部燃料領域６にはＴＲＵの重量を１００としたときに劣化ウランを重量２１３の割合で混合した核分裂性Ｐｕ富化度１５．７ｗｔ％の混合酸化物燃料を充填し、下部燃料領域８にはＴＲＵの重量を１００としたときに劣化ウランを重量１４３の割合で混合した核分裂性Ｐｕ富化度２０．２ｗｔ％の混合酸化物燃料を充填している。上部ブランケット領域５、内部ブランケット領域７及び下部ブランケット領域９は、ＴＲＵを含んでいない。上部燃料領域６及び下部燃料領域８の平均核分裂性Ｐｕ富化度は１７．５ｗｔ％である。ＴＲＵは、使用済燃料集合体として原子炉圧力容器２７から取り出された燃料集合体４１に含まれている核燃料物質（使用済核燃料）から、核燃料再処理によって回収された物質である。各ブランケット領域にはその混合酸化物燃料が充填されていない。なお、各ブランケット領域には劣化ウランのかわりに、天然ウランや、使用済み燃料集合体から回収される減損ウランを用いてもよい。
【０１９２】
燃料集合体４１は、燃料棒４４としてそれぞれ複数の燃料棒４４Ａ〜４４Ｅを有しており、これらの燃料棒を図１９及び図２０のように配置している。図１９は燃料集合体４１の上部燃料領域６での横断面を示し、図２０は燃料集合体４１の下部燃料領域８での横断面を示している。燃料棒４４Ａ〜４４Ｅのそれぞれの上部燃料領域６に充填された混合酸化物燃料は、燃焼度ゼロの状態において、以下に示す核分裂性Ｐｕ富化度を有している（図１９参照）。燃料棒４４Ａでは核分裂性Ｐｕ富化度が８．４ｗｔ％、燃料棒４４Ｂでは核分裂性Ｐｕ富化度が１１．２ｗｔ％、燃料棒４４Ｃでは核分裂性Ｐｕ富化度が１４．５ｗｔ％、燃料棒４４Ｄでは核分裂性Ｐｕ富化度が１５．９ｗｔ％及び燃料棒４４Ｅでは核分裂性Ｐｕ富化度が１７．２ｗｔ％となっている。
【０１９３】
燃料棒４４Ａ〜４４Ｅのそれぞれの下部燃料領域８に充填された混合酸化物燃料は、燃焼度ゼロの状態において、以下に示す核分裂性Ｐｕ富化度を有している（図２０参照）。燃料棒４４Ａでは核分裂性Ｐｕ富化度が１３．１ｗｔ％、燃料棒４４Ｂでは核分裂性Ｐｕ富化度が１５．９ｗｔ％、燃料棒４４Ｃでは核分裂性Ｐｕ富化度が１９．２ｗｔ％、燃料棒４４Ｄでは核分裂性Ｐｕ富化度は２０．７ｗｔ％及び燃料棒４４Ｅでは核分裂性Ｐｕ富化度が２１．４ｗｔ％となっている。
【０１９４】
燃料棒４４Ａ〜４４Ｅの各ブランケット領域にはＴＲＵが存在しないが、それぞれの燃料棒４４Ａ〜４４Ｅの上部燃料領域６及び下部燃料領域８の各混合酸化物燃料は表１に示す組成のＴＲＵを含んでいる。燃料集合体４１は、燃焼度ゼロの状態で、全ＴＲＵ中のＰｕ−２３９の割合が４４ｗｔ％である。表１は、燃料集合体４１が炉心２０から取り出された後、燃料貯蔵プール及び燃料再処理施設に２年、燃料製造施設に１年、合計３年間の間、原子炉外に滞在し、使用済燃料集合体内の核燃料物質の再処理で得られた、炉心に装荷される燃料集合体に含まれる核燃料物質に存在するＴＲＵの組成を示している。
【０１９５】
ＢＷＲ１の運転中、各燃料棒４４内で核分裂性物質の核分裂によって発生した揮発性核分裂生成物が、プレナム２内に貯蔵される。このプレナム２は、１１００ｍｍの長さを有しているので、核分裂性物質の核分裂によって発生する揮発性核分裂生成物の十分な量を貯蔵することができる。このため、燃料棒４４の健全性を確保できる。
【０１９６】
本実施例によれば、核燃料物質領域１２の上端よりも上方へ３００ｍｍの位置に、長さ５００ｍｍの複数の中性子吸収部材３を配置し、核燃料物質領域１２の下端よりも下方に複数の中性子吸収材充填領域４を配置しているので、ＡＢＷＲでは起因事象として起こりえない事象である、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったと想定しても、核燃料物質領域１２から上方及び下方に漏洩する中性子を、中性子吸収部材３及び中性子吸収材充填領域４で吸収することができる。このため、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったとしても、核燃料物質領域１２に正の反応度が投入されることを回避することができる。その状態になったときには、核燃料物質領域１２に負の反応度が投入される。
【０１９７】
さらに、炉心２０は、核分裂性Ｐｕ富化度１５．７ｗｔ％、高さ２８３ｍｍの上部燃料領域６、及び核分裂性Ｐｕ富化度２０．２ｗｔ％、高さ１９４ｍｍの下部燃料領域８を有する。上部燃料領域６及び下部燃料領域８の平均核分裂性Ｐｕ富化度が１７．５ｗｔ％である。下部燃料領域８の高さと上部燃料領域６の高さの和は４７７ｍｍ、上部燃料領域６の高さは下部燃料領域８の高さの１．４６倍、下部燃料領域８の核分裂性Ｐｕ富化度は上部燃料領域６の核分裂性Ｐｕ富化度の１．２９倍となる。このため、炉心２０は、増殖比１以上であり、熱的余裕をさらに増大させることができる。この結果、本実施例の炉心２０は、最大線出力密度を上下燃料領域の核分裂性Ｐｕ富化度が同一だった場合と比較して２％低減でき、ボイド係数が負である。このような炉心２０を有するＢＷＲ１はＴＲＵ多重リサイクルを継続できる。
【０１９８】
本実施例は、（１）、（２）及び（３）の構成を有しているので、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になった場合にも核燃料物質領域１２に正の反応度が投入されなく、燃料棒の健全性が増大し、熱的余裕が増大する。したがって、本実施例は、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【０１９９】
本実施例の炉心２０では、現行のＡＢＷＲとほぼ同じ大きさの原子炉圧力容器２７を用いてＡＢＷＲと同じ電気出力１３５０ＭＷを発生させたとき、上部ブランケット領域５Ａ及び下部ブランケット領域９Ａを除く上部燃料領域６Ａ、下部燃料領域８Ａ及び内部ブランケット領域７Ａを含む核燃料物質領域１２の取り出し燃焼度が５３ＧＷｄ／ｔになり、上部ブランケット領域５Ａ及び下部ブランケット領域９Ａを含んだ核燃料物質領域１２の取り出し燃焼度が４５ＧＷｄ／ｔになる。その炉心２０では、ボイド係数が−３×１０−４Δｋ／ｋ／％ｖｏｉｄ、及びＭＣＰＲが１．３になる。このため、炉心２０において、ＴＲＵの各同位元素の割合を上記したように実質的に一定に保った状態で１．０１の増殖比が実現できる。
【０２００】
本実施例では、上部反射体領域１０に中性子吸収部材３を配置するため、図１７のII−II断面における燃料棒４４のプレナム２相互間に形成される気液二相流の流路面積が狭くなり、上部反射体領域１０における圧力損失が増大する。上部反射体領域１０の圧力損失は炉心２０の圧力損失に比べて小さいため、特に問題はない。上部ブランケット領域５及び上部反射体領域１０において、チャンネルボックス１３の側壁に貫通した複数の開口部を形成することによって、上部反射体領域１０の圧力損失を低減することができる。
【０２０１】
図１７及び図１８に示す中性子吸収部材３の替りに、図２１に示す中性子吸収部材３Ａ、及び図２２に示す中性子吸収部材３Ｂを用いてもよい。図２１に示す燃料集合体４１Ｆは、図１７に示す燃料集合体４１において中性子吸収部材３を中性子吸収部材３Ａに替えた構成を有する。燃料集合体４１Ｆの他の構成は燃料集合体４１と同じである。中性子吸収部材３Ａは、環状体であって、それぞれの燃料棒４４のプレナム２を取り囲んで配置されている。中性子吸収部材３Ａは、燃料棒４４の外面を取り囲んで配置された外径８．８ｍｍの環状の密封容器３８を燃料棒４４の外面に取り付け、燃料棒４４の外面と密封容器の間に形成される環状領域内にＢ４Ｃを充填して構成される。密封容器の上端及び下端が密封されている。中性子吸収部材３Ａを適用する場合には、指示棒４５は不要になる。
【０２０２】
図２２に示す燃料集合体４１Ｇは、図１７に示す燃料集合体４１において中性子吸収部材３を中性子吸収部材３Ｂに替えた構成を有する。燃料集合体４１Ｇの他の構成は燃料集合体４１と同じである。中性子吸収部材３Ｂは、Ｈｆ板であって、各燃料棒４４配列の間に配置される。厚みが１．５ｍｍである各Ｈｆ板の両端が、横断面が六角形をした枠部材５に取り付けられる。枠部材５は、チャンネルボックス１３の内面に沿って配置され、複数の支持棒４５によって上部タイプレート１４に取り付けられる。のプレナム２を取り囲んで配置されている。中性子吸収部材３Ａは、環状で外径８．８ｍｍの密封容器内にＢ４Ｃを充填している。この密封容器が支持棒４５に取り付けられるので、燃料集合体４１と同様に、中性子吸収部材３Ａが上部タイプレート１４に保持される。
【０２０３】
中性子吸収部材３Ａ，３Ｂを用いても、実施例１と同様な効果を得ることができる。
【実施例２】
【０２０４】
本発明の他の実施例である実施例２の軽水炉の炉心を、図２３〜図２７及び表２を用いて以下に詳細に説明する。本実施例の軽水炉の炉心２０Ａは、前述した（１）及び（２）の構成を備えている。
【０２０５】
【表２】
【０２０６】
軽水炉の炉心２０Ａは、実施例１の炉心２０において燃料集合体４１を燃料集合体４１Ｈに替えた構成を有する。炉心２０Ａの他の構成は炉心２０と同じである。炉心２０Ａが炉心２０と異なる部分について説明する。炉心２０Ａは、炉心２０と同じく、パッフェ炉心である。炉心２０Ａが適用される軽水炉であるＢＷＲは、ＢＷＲ１において炉心２０を炉心２０Ａに置き換えた構成を有する。このＢＷＲは、炉心２０以外はＢＷＲ１と同じ構成を有し、炉心２０Ａを備えたＴＲＵ消滅炉である。
【０２０７】
炉心２０Ａに装荷された燃料集合体４１Ｈ（図２３及び図２５参照）は、チャンネルボックス１３内に、外径７．２ｍｍの３９７本の燃料棒４４Ｆを正三角形格子に配置している。燃料棒４４Ｆの相互間の間隙が２．２ｍｍであり、最外層の燃料棒列の一辺には１１本の燃料棒４４Ｆが配置される。チャンネルボックス１３内の単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合が３６％である。炉心２０Ａは、平衡炉心の状態において図２４に示すように、経験した運転サイクル数が異なる燃料集合体４１Ａ〜４１Ｄを配置している。運転サイクル数が第４サイクル目の燃料集合体４１Ｄは、炉心最外層領域４６（図１５参照）に配置される。炉心外側領域４８には運転サイクル数が第１サイクル目の燃料集合体４１Ａが配置され、炉心内側領域５０には運転サイクル数が第２〜第４サイクル目の各燃料集合体４１Ｂ、４１Ｃ、４１Ｄがそれぞれ分散配置されている。炉心内側領域５０と炉心外側領域４８の間に、複数の燃料集合体４１Ｂが環状に配置された中間領域が存在する。このような炉心の半径方向における出力分布がより平坦化される。
図２４に示された燃料集合体４１Ａ〜４１Ｅは、それぞれ、燃料集合体４１Ｈである。
【０２０８】
燃料集合体４１Ｈの核燃料物質が存在する核燃料物質領域１６Ａ（図２６参照）は、燃料集合体４１から下部ブランケット９を取り除いた構成となっている。核燃料物質領域１６Ａでは、図２６に示すように、上部ブランケット領域５の高さが２０ｍｍ、上部燃料領域６の高さが２１８ｍｍ、内部ブランケット領域７の高さが５６０ｍｍ、及び下部燃料領域８の高さが２２４ｍｍである。また、上部ブランケット領域５の上方に形成された上部反射体領域１０の高さが１１００ｍｍ、下部燃料領域８の下方に形成された下部反射体領域１１の高さは７０ｍｍである。
【０２０９】
炉心２０Ａの核燃料物質領域１２は下部ブランケット領域９Ａを有していない。この核燃料物質領域１２は、上部ブランケット領域５、上部燃料領域６、内部ブランケット領域７及び下部燃料領域８のそれぞれの高さと同じ高さを有する上部ブランケット領域５Ａ、上部燃料領域６Ａ、内部ブランケット領域７Ａ及び下部燃料領域８Ａを含んでいる。
【０２１０】
各燃料集合体４１Ｈの構造を、図２５を用いて説明する。燃料集合体４１Ｈは、燃料集合体４１の燃料棒４４を燃料棒４４Ｆに替えた以外は、燃料集合体４４と同じ構成を有する。燃料棒４４Ｆは、前述した核燃料物質領域１６Ａを有し、核燃料物質領域１６Ａの上方にプレナム２、及び核燃料物質領域１６Ａの下方に中性子吸収材充填領域４Ａを有している。プレナム２の外径が３．７ｍｍであり、プレナム２の長さが１１００ｍｍである。燃料棒４４Ｆの核燃料物質領域１６Ａには、上部ブランケット領域５、上部燃料領域６、内部ブランケット領域７及び下部燃料領域８が存在する。燃料棒４４Ｆの、中性子吸収材充填領域４Ａの部分での外径は、８．１ｍｍであって、燃料棒４４Ｆの、核燃料物質領域１６Ａの部分の外径よりも大きくなっている（図２５及び図２７参照）。外径６．２ｍｍの中性子吸収部材３が、プレナム２間に配置される。燃料集合体格子の横断面積に対する全ての中性子吸収材充填領域３の合計横断面積の割合が、４４．０％である。この４４．０％には、制御棒４２の横断面積が含まれていない。
【０２１１】
燃料集合体４１Ｈが燃焼度ゼロのとき、その燃料集合体４１Ｈの全ての燃料棒４４Ｆ（図１９に示された燃料棒４４Ａ〜４４Ｅ）は、上部ブランケット領域５及び内部ブランケット領域７に劣化ウランを充填し、上部燃料領域６及び下部燃料領域８には燃焼度ゼロの状態で表２に示された組成のＴＲＵを含むＴＲＵ酸化物燃料を充填している。このＴＲＵ酸化物燃料の核分裂性Ｐｕ富化度は１３．０ｗｔ％であり、ＴＲＵ中のＰｕ−２３９の割合は８．５ｗｔ％である。燃料集合体４１Ｈに用いられるＴＲＵは、使用済燃料集合体に含まれた使用済核燃料を再処理することによって得られる。各ブランケット領域は、その混合酸化物燃料を充填していなく、ＴＲＵを含んでいない。なお、各ブランケット領域には劣化ウランのかわりに、天然ウランや、使用済み燃料集合体から回収される減損ウランを用いてもよい。
【０２１２】
ＢＷＲの運転中、各燃料棒４４Ｆ内で核分裂性物質の核分裂によって発生した揮発性核分裂生成物の十分な量を、１１００ｍｍの長さを有するプレナム２に貯蔵することができる。このため、燃料棒４４の健全性が増大する。
【０２１３】
本実施例によれば、核燃料物質領域１２の上端よりも上方へ３００ｍｍの位置に、５００ｍｍの長さを有する複数の中性子吸収部材３を配置し、核燃料物質領域１２の下端よりも下方に複数の中性子吸収材充填領域４Ａを配置しているので、ＡＢＷＲでは起因事象として起こりえない事象である、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったと想定しても、核燃料物質領域１２に正の反応度が投入されることを回避することができる。その状態になったときには、核燃料物質領域１２に負の反応度が投入される。
【０２１４】
さらに、本実施例は実施例１で生じる効果を得ることができる。本実施例は、（１）及び（２）の構成を有しているので、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になった場合にも核燃料物質領域１２に正の反応度が投入されなく、燃料棒の健全性が増大する。したがって、本実施例は、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【０２１５】
本実施例の炉心２０Ａでは、現行のＡＢＷＲとほぼ同じ大きさの原子炉圧力容器２７を用いてＡＢＷＲと同じ電気出力１３５０ＭＷを発生させたとき、取り出し燃焼度が６５ＧＷｄ／ｔ、ボイド係数が−３×１０−４Δｋ／ｋ／％ｖｏｉｄ、ＭＣＰＲは１．３になる。炉心２０Ａでは、ＴＲＵ同位元素の割合保持を実現しつつ、燃料集合体４１Ｈが使用済燃料集合体として炉心２０Ａから取り出されてから３年後の、使用済燃料集合体内の使用済核燃料の再処理で得られるＴＲＵの重量を、炉心に新たに装荷される燃料集合体４１ＨのＴＲＵ重量から８．３％減少させることができる。また、燃料集合体４１Ｈが炉心２０Ａに装荷されてから取り出されるまでの期間において、燃料集合体４１Ｈ内の核燃料物質の全核分裂重量に占めるＴＲＵの核分裂重量の割合であるＴＲＵ核分裂効率は５５％である。なお、ＴＲＵ同位元素の割合保持とは、ｎＴＲＵリサイクル世代と（ｎ＋１）ｎＴＲＵリサイクル世代でＴＲＵ同位元素の割合が同じであることを意味する。
【０２１６】
本実施例においても、中性子吸収部材３の替りに、中性子吸収部材３Ａ及び３Ｂのいずれかを用いてもよい。
【実施例３】
【０２１７】
本発明の他の実施例である実施例３の軽水炉の炉心を、図２８を用いて説明する。本実施例の軽水炉の炉心は、実施例１の炉心２０と同様に、前述した（１）、（２）及び（３）の構成を備えている。
【０２１８】
本実施例の炉心は、実施例１の炉心２０において燃料集合体４１を燃料集合体４１Ｉに替えた構成を有する。本実施例の炉心の他の構成は炉心２０と同じである。燃料集合体４１Ｉは燃料集合体４１において燃料棒４４を燃料棒４４Ｇに替えた構成を有する。燃料集合体４１Ｉの他の構成は燃料集合体４１と同じである。
【０２１９】
燃料集合体４１Ｉに含まれる燃料棒４４Ｇは燃料棒４４のプレナム２をプレナム２Ａに替えた構成を有する。燃料棒４４Ｇは、プレナム２Ａ、燃料棒４４と同様な核燃料物質領域１６及び中性子吸収材充填領域４を有している。プレナム２Ａが核燃料物質領域１６の上方に配置され、中性子吸収材充填領域４が核燃料物質領域１６の下方に配置される。燃料棒４４Ｇの核燃料物質領域１６及び中性子吸収材充填領域４のそれぞれの部分の外径が１０．１ｍｍである。チャンネルボックス１３内の単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合が５３％である。
【０２２０】
プレナム２Ａは第１領域３５Ａ及び第２領域３５Ｂを有する。プレナム２Ａの、第１領域３５Ａの部分での外径が４．８ｍｍ、プレナム２Ａの、第２領域３５Ｂの部分での外径が４．４ｍｍである。第１領域３５Ａの部分での外径が第２領域３５Ｂの部分での外径よりも大きくなっている。第１領域３５Ａが太径部で第２領域３５Ｂが細径部である。第２領域３５Ｂが第１領域３５Ａの上方に位置している。第１領域３５Ａの長さは３００ｍｍであり、第１領域３５Ａの上端は核燃料物質領域１６の上端から上方に３００ｍｍ離れた位置（中性子吸収部材３の下端）に位置している。第２領域３５Ｂの下端は第１領域３５Ａの上端と同じ位置にある。
【０２２１】
中性子吸収部材３が、隣り合う燃料棒４４Ｇの、細径部である第２領域３５Ｂの相互間に配置される。中性子吸収部材３の外径は、実施例１で用いられる中性子吸収部材３の外径（６ｍｍ）よりも大きくて７．４ｍｍである。燃料集合体格子の横断面積に対する全ての中性子吸収部材３の合計横断面積の割合が、２６．７％である。
【０２２２】
本実施例の軽水炉の炉心は、全ての制約条件を満たして増殖比１．０１を維持することができる。さらに、本実施例は、ＡＢＷＲでは起因事象として起こりえない、仮に炉心全体が１００％ボイド状態になったと想定した場合でも、炉心に正の反応度が投入されない。特に、本実施例では中性子吸収部材３の外径が実施例１における中性子吸収部材３の外径よりも大きいので、仮に炉心全体が１００％ボイド状態になったとした場合において、本実施例で炉心に投入される反応度は、実施例１でそのときに投入される反応度よりも負になる。
【０２２３】
さらに、本実施例は実施例１で生じる効果を得ることができる。本実施例は、（２）及び（３）の構成を有するので、燃料棒の健全性が増大し、熱的余裕が増大する。
【０２２４】
したがって、本実施例は、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【実施例４】
【０２２５】
本発明の他の実施例である実施例４の軽水炉の炉心を、図２９及び図３０を用いて説明する。本実施例の軽水炉の炉心は、実施例１の炉心２０と同様に、前述した（１）及び（３）の構成を備えている。
【０２２６】
本実施例の炉心は、実施例１の炉心２０において燃料集合体４１を燃料集合体４１Ｊに替えた構成を有する。本実施例の炉心の他の構成は炉心２０と同じである。燃料集合体４１Ｊは燃料集合体４１において燃料棒４４を燃料棒４４Ｈに替えた構成を有する。燃料集合体４１Ｊの他の構成は燃料集合体４１と同じである。
【０２２７】
燃料集合体４１Ｊに含まれる燃料棒４４Ｈは燃料棒４４のプレナム２をプレナム２Ｂに替えた構成を有する。燃料棒４４Ｈは、プレナム２Ｂ、燃料棒４４と同様な核燃料物質領域１６及び中性子吸収材充填領域４を有している。プレナム２Ｂが核燃料物質領域１６の上方に配置され、中性子吸収材充填領域４が核燃料物質領域１６の下方に配置される。燃料棒４４Ｈの核燃料物質領域１６及び中性子吸収材充填領域４のそれぞれの部分の外径が１０．１ｍｍである。チャンネルボックス１３内の単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合が５３％である。プレナム２Ｂは第１領域３５Ｃ及び第２領域３５Ｄを有する。プレナム２Ｂの、第１領域３５Ｃの部分での外径が５．８ｍｍ、プレナム２Ｂの、第２領域３５Ｄの部分での外径が７．４ｍｍである。第２領域３５Ｄの部分での外径が第１領域３５Ｃの部分での外径よりも大きくなっている。第１領域３５Ｃが細径部で第２領域３５Ｄが太径部である。第２領域３５Ｄが第１領域３５Ｃの上方に位置している。第１領域３５Ｃの長さは８００ｍｍであり、第２領域３５Ｄの長さは３００ｍｍである。第２領域３５Ｄの下端は、核燃料物質領域１６の上端から上方に８００ｍｍ離れた位置（中性子吸収部材３の上端）にあり、第１領域３５Ｃの上端と同じ位置にある。
【０２２８】
外径６ｍｍの中性子吸収部材３が、隣り合う燃料棒４４Ｈの、細径部である第１領域３５Ｃの相互間に配置される。
【０２２９】
本実施例の軽水炉の炉心は、全ての制約条件を満たして増殖比１．０１を維持することができる。本実施例では、中性子吸収部材３の上端よりも上方に存在するプレナム２Ｂの第２領域３５Ｄが、太径部になっているので、プレナム２Ｂの容積が実施例１におけるプレナム２のそれよりも大きくなっている。このため、燃料棒４４Ｈ内の圧力がさらに低減され、本実施例で用いられる燃料棒４４Ｈの健全性が実施例１で用いる燃料棒４４よりも増大する。
【０２３０】
さらに、本実施例は実施例１で生じる効果を得ることができる。本実施例は、（１）及び（３）の構成を有するので、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったとしても、炉心に正の反応度を投入することを避けることができ、且つ熱的余裕が増大する。したがって、本実施例は、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【実施例５】
【０２３１】
本発明の他の実施例である実施例５の軽水炉の炉心を、図３１及び表２を用いて説明する。本実施例の軽水炉の炉心は、前述した（１）及び（３）の構成を備えている。本実施例の軽水炉の炉心が適用される軽水炉は、ＴＲＵ消滅炉である。
【０２３２】
本実施例の軽水炉の炉心は、実施例２の炉心２０Ａにおいて燃料集合体４１Ｈを燃料集合体４１Ｋに替えた構成を有する。本実施例の炉心の他の構成は炉心２０Ａと同じである。燃料集合体４１Ｋは燃料集合体４１Ｈにおいて燃料棒４４Ｆを燃料棒４４Ｉに替えた構成を有する。燃料集合体４１Ｋの他の構成は燃料集合体４１Ｈと同じである。チャンネルボックス１３内の単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合が３６％である。
【０２３３】
燃料集合体４１Ｋに含まれる燃料棒４４Ｉは燃料棒４４Ｆのプレナム２をプレナム２Ｂに替えた構成を有する。燃料棒４４Ｊは、プレナム２Ｂ、燃料棒４４と同様な核燃料物質領域１６及び中性子吸収材充填領域４Ａを有している。実施例４における第１領域３５Ｃ及び第２領域３５Ｄを有するプレナム２Ｂが核燃料物質領域１６の上方に配置され、中性子吸収材充填領域４Ａが核燃料物質領域１６の下方に配置される。プレナム２Ｂの、第１領域３５Ｃの部分での外径が３．７ｍｍ、プレナム２Ｂの、第２領域３５Ｄの部分での外径が５．６ｍｍである。第２領域３５Ｄの部分での外径が第１領域３５Ｃの部分での外径よりも大きくなっている。第２領域３５Ｄが第１領域３５Ｃの上方に配置される。第２領域３５Ｄの下端は、核燃料物質領域１６の上端から上方に８００ｍｍ離れた位置（中性子吸収部材３の上端）にあり、第１領域３５Ｃの上端と同じ位置にある。
【０２３４】
外径８．１ｍｍの中性子吸収部材３が、隣り合う燃料棒４４Ｉの、細径部である第１領域３５Ｃの相互間に配置される。
【０２３５】
本実施例の軽水炉の炉心は、全ての制約条件を満たして増殖比１．０１を維持することができる。本実施例では、中性子吸収部材３の上端よりも上方に存在するプレナム２Ｂが、第２領域３５Ｄを有しているので、プレナム２Ｂの容積が実施例２で用いられる燃料棒４４Ｆのプレナム２の容積よりも大きくなる。このため、燃料棒４４Ｉ内の圧力を低減させることができ、本実施例で用いられる燃料棒４４Ｉの健全性が実施例２で用いられる燃料棒４４Ｆよりも増大する。
【０２３６】
さらに、本実施例は実施例２で生じる効果を得ることができる。本実施例は、（１）及び（３）の構成を有するので、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったとしても、炉心に正の反応度を投入することを避けることができ、且つ熱的余裕が増大する。したがって、本実施例は、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【実施例６】
【０２３７】
本発明の他の実施例である実施例６の軽水炉の炉心を、図３２〜図３４及び表２を用いて説明する。本実施例の軽水炉の炉心２０Ｂは、前述した（１）及び（２）の構成を備えている。本実施例の軽水炉の炉心が適用される軽水炉は、ＴＲＵ消滅炉である。
【０２３８】
【表３】
【０２３９】
本実施例炉心２０Ｂは、実施例２の炉心２０Ａにおいて燃料集合体４１Ｈを燃料集合体４１Ｌに替えた構成を有する。本実施例の炉心２０Ｂの他の構成は炉心２０Ａと同じである。燃料集合体４１Ｌは燃料集合体４１Ｈにおいて燃料棒４４Ｆを燃料棒４４Ｊに替えた構成を有する。燃料集合体４１Ｌの他の構成は燃料集合体４１Ｈと同じである。燃料集合体４１Ｌの縦断面の形状は、燃料集合体４１Ｈの、図２５に示された縦断面の形状と同じである。
【０２４０】
本実施例の炉心２０Ｂは、電気出力が４５０ＭＷの一領域炉心であり、ＴＲＵ消滅炉に適用される炉心である。炉心２０Ｂに装荷された燃料集合体４１Ｌは、チャンネルボックス１３内に、外径８．７ｍｍの３３１本の燃料棒４４Ｊを正三角形格子に配置している。燃料棒４４Ｊの相互間の間隙が１．６ｍｍであり、最外層の燃料棒列の一辺には１０本の燃料棒４４Ｊが配置される。チャンネルボックス１３内の単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合が４６％である。炉心２０Ｂは、平衡炉心の状態において図３３に示すように、経験した運転サイクル数が異なる燃料集合体４１Ａ〜４１Ｄを配置している。運転サイクル数が第４サイクル目の燃料集合体４１Ｄは、炉心最外層領域４６に配置される。炉心外側領域４８には運転サイクル数が第１サイクル目の燃料集合体４１Ａが配置され、炉心内側領域５０には運転サイクル数が第２〜第４サイクル目の各燃料集合体４１Ｂ、４１Ｃ、４１Ｄがそれぞれ分散して配置されている。炉心内側領域５０と炉心外側領域４８の間に、複数の燃料集合体４１Ｂが環状に配置された中間領域が存在する。このような炉心２０Ｂの半径方向における出力分布がより平坦化される。図３３に示した燃料集合体４１Ａ〜４１Ｄは、それぞれ、燃料集合体４１Ｌである。
【０２４１】
燃料集合体４１Ｌの核燃料物質が存在する核燃料物質領域１６Ｂ（図３４参照）は、上部ブランケット領域５、燃料領域３４及び下部ブランケット領域９を有する。上部ブランケット領域５の上端より上方に上部反射体領域１０が存在し、下部ブランケット領域９の下端より下方に下部反射体領域１１が存在する。上部ブランケット領域５の高さが２０ｍｍ、燃料領域３４の高さが２０１ｍｍ、及び下部ブランケット領域９の高さが２０ｍｍである。また、上部反射体領域１０の高さが１１００ｍｍ、及び下部反射体領域１１の高さが７０ｍｍである。
【０２４２】
炉心２０Ｂの核燃料物質領域１２は、図示されていないが、上部ブランケット領域５、燃料領域３４及び下部ブランケット領域９のそれぞれの高さと同じ高さを有する上部ブランケット領域５Ａ、燃料領域３４Ａ及び下部ブランケット領域９Ａを含んでいる。上部ブランケット領域５Ａ、燃料領域３４Ａ及び下部ブランケット領域９Ａは、炉心２０Ｂの軸方向にこの順に配置される。
【０２４３】
燃料棒４４Ｊの、プレナム２の部分での外径が４．２ｍｍであり、中性子吸収部材３の外径が６．７ｍｍである。燃料棒４４Ｊの、中性子吸収材充填領域４Ａの部分での外径が９．０ｍｍである。燃料集合体格子の横断面積に対する全ての中性子吸収部材３の合計横断面積の割合が、２６．０％である。燃料集合体格子の横断面積に対する全ての中性子吸収材充填領域４Ａの合計横断面積の割合が、４６．７％である。
【０２４４】
燃料集合体４１Ｌが燃焼度ゼロのとき、その燃料集合体４１Ｌの全ての燃料棒４４Ｊ（図１９に示された燃料棒４４Ａ〜４４Ｅ）は、上部ブランケット領域５及び下部ブランケット領域９に劣化ウランを充填し、燃料領域３４には燃焼度ゼロの状態で表３に示す組成のＴＲＵを含むＴＲＵ酸化物燃料を充填している。このＴＲＵ酸化物燃料の核分裂性Ｐｕ富化度は７．４ｗｔ％であり、ＴＲＵ中のＰｕ−２３９の割合は４．０ｗｔ％である。燃料集合体４１Ｌに含まれたＴＲＵは、使用済燃料集合体に含まれた使用済核燃料を再処理することによって得られる。各ブランケット領域は、その混合酸化物燃料を充填していなく、ＴＲＵを含んでいない。なお、各ブランケット領域には劣化ウランのかわりに、天然ウランや、使用済み燃料集合体から回収される減損ウランを用いてもよい。
【０２４５】
本実施例の炉心２０Ｂを適用した軽水炉の運転中、各燃料棒４４Ｊ内で核分裂性物質の核分裂によって発生した揮発性核分裂生成物の十分な量を、１１００ｍｍの長さを有するプレナム２に貯蔵することができる。このため、燃料棒４４の健全性を確保できる。
【０２４６】
本実施例によれば、核燃料物質領域１２の上端よりも上方へ３００ｍｍの位置に、５００ｍｍの長さを有する複数の中性子吸収部材３を配置し、核燃料物質領域１２の下端よりも下方に複数の中性子吸収材充填領域４Ａを配置しているので、ＡＢＷＲでは起因事象として起こりえない事象である、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になったと想定しても、核燃料物質領域１２に正の反応度が投入されることを回避することができる。その状態になったときには、核燃料物質領域１２に負の反応度が投入される。
【０２４７】
さらに、本実施例は実施例２で生じる効果を得ることができる。本実施例は、（１）及び（２）の構成を有しているので、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【０２４８】
本実施例の炉心２０Ｂでは、現行のＡＢＷＲとほぼ同じ大きさの原子炉圧力容器を用いて、電気出力４５０ＭＷを発生させたとき、取り出し燃焼度が７５ＧＷｄ／ｔ、ボイド係数が−３×１０−５Δｋ／ｋ／％ｖｏｉｄ、ＭＣＰＲが１．３になる。炉心２０Ｂでは、ＴＲＵ同位元素の割合保持を実現しつつ、燃料集合体４１Ｌが使用済燃料集合体として炉心２０Ｂから取り出されてから３年後の、使用済燃料集合体内の使用済核燃料の再処理で得られるＴＲＵの重量を、炉心に新たに装荷される燃料集合体４１ＬのＴＲＵ重量から７．４％減少させることができる。また、燃料集合体４１Ｌが炉心２０Ｂに装荷されてから取り出されるまでの期間において、燃料集合体４１Ｌ内の核燃料物質の全核分裂重量に占めるＴＲＵの核分裂重量の割合であるＴＲＵ核分裂効率は８０％である。
【実施例７】
【０２４９】
本発明の他の実施例である実施例７の軽水炉の炉心を、図１０、図３５、図３６及び表４を用いて説明する。本実施例の軽水炉の炉心２０Ｃは、（４）の構成を有する。本実施例の軽水炉の炉心２０Ｃは、電気出力が１３５０ＭＷで、８７２体の燃料集合体４１Ｍが装荷された、ＡＢＷＲの炉心である。横断面が十字型の複数の制御棒４７が、原子炉出力を制御するために、炉心２０Ｃに出し入れされる。
【０２５０】
【表４】
【０２５１】
１体の燃料集合体４１Ｍは７４本の燃料棒を有しており、燃料集合体４１Ｍの横断面は正方形をしている。燃料集合体４１Ｍは、図３６に示すように、横断面が正方形状の筒であるチャンネルボックス１３Ａ内に、外径１１．２ｍｍの７４本の燃料棒４４Ｍを配置している。これらの燃料棒４４Ｋは正方格子状に配置されている。２本の水ロッド３９が、燃料集合体４１Ｍの横断面の中央部に配置している。
【０２５２】
炉心２０Ｃの核燃料物質が装荷されている核燃料物質領域の高さが３．７１ｍである。炉心２０Ｃに装荷された複数の燃料集合体４１Ｊは、図１０に示すように、燃料集合体Ａ，Ｂ，Ｃ，Ｄ，Ｅ，Ｆ，Ｇ，Ｈを含んでいる。これらの燃料集合体は、リサイクル回数の異なるＴＲＵを核燃料物質として燃料棒４４Ｋに充填している。
【０２５３】
具体的には、燃焼度ゼロの燃料集合体Ａの各燃料棒４４Ｋは、平衡炉心から取り出された使用済燃料集合体の使用済核燃料を再処理して得られたＴＲＵ（リサイクル回数が１回のＴＲＵ）を充填している。燃焼度ゼロの燃料集合体Ｂの各燃料棒４４Ｋは、平衡炉心から取り出された使用済燃料集合体である燃料集合体Ａの使用済核燃料を再処理して得られたＴＲＵ（リサイクル回数が２回のＴＲＵ）を充填している。燃焼度ゼロの燃料集合体Ｃの各燃料棒４４Ｋは、平衡炉心から取り出された使用済燃料集合体である燃料集合体Ｂの使用済核燃料を再処理して得られたＴＲＵ（リサイクル回数が３回のＴＲＵ）を充填している。同様に、燃焼度ゼロの燃料集合体Ｄの各燃料棒４４Ｋは燃料集合体Ｃの使用済核燃料から得られたＴＲＵ（リサイクル回数が４回のＴＲＵ）を充填し、燃焼度ゼロの燃料集合体Ｅの各燃料棒４４Ｋは燃料集合体Ｄの使用済核燃料から得られたＴＲＵ（リサイクル回数が５回のＴＲＵ）を充填している。燃焼度ゼロの燃料集合体Ｆの各燃料棒４４Ｋは燃料集合体Ｅの使用済核燃料から得られたＴＲＵ（リサイクル回数が６回のＴＲＵ）を充填し、燃焼度ゼロの燃料集合体Ｇの各燃料棒４４Ｋは燃料集合体Ｆの使用済核燃料から得られたＴＲＵ（リサイクル回数が７回のＴＲＵ）を充填し、燃焼度ゼロの燃料集合体Ｈの各燃料棒４４Ｋは燃料集合体Ｇの使用済核燃料から得られたＴＲＵ（リサイクル回数が７回のＴＲＵ）を充填している。燃料集合体Ａの各燃料棒４４Ｋに充填されるＴＲＵ（リサイクル回数が１回のＴＲＵ）は、燃焼度ゼロのときにＴＲＵを含まない、低濃縮ウランを燃料棒に充填した燃料集合体の使用済核燃料から回収される。リサイクル回数の異なるＴＲＵは、混合されることなく、別々に、異なる燃料集合体（例えば、燃料集合体Ａ，Ｂ，Ｃ等）の燃料棒に充填される。
【０２５４】
炉心２０Ｃでは、ＴＲＵのリサイクルの回数が異なっている燃料集合体Ａ〜Ｈのうち、リサイクルの回数が最も少ないＴＲＵを含む複数の燃料集合体Ａを中央部に配置し、この中央部と炉心最外層領域の間において、リサイクル回数の多いＴＲＵを含む燃料集合体ほど、炉心最外層領域側に配置される。具体的には、燃料集合体Ｂ，Ｃ，Ｄ，Ｅ，Ｆ，Ｇ及びＨの各燃料集合体が、アルファベットの順に、燃料集合体Ａを配置した中央部と炉心最外層領域に向って配置される。
【０２５５】
炉心２０Ｃでは、燃料集合体Ａ１が１００体、燃料集合体Ｂ１が４０体、燃料集合体Ｃ１が２４体、燃料集合体Ｄ１が１６体、燃料集合体Ｅ１が１２体、燃料集合体Ｆ１が８体、燃料集合体Ｇ１が４体、及び燃料集合体Ｈ１が４体である。これらの体数は、各燃料集合体Ａ１、Ｂ１，Ｃ１，Ｄ１，Ｅ１，Ｆ１，Ｇ１，Ｈ１が燃焼度ゼロであるときの体数である。
【０２５６】
炉心２０Ｃに装荷された燃料集合体Ａ〜Ｈは、それぞれ、炉内滞在期間（運転サイクル数）が異なる燃料集合体を含んでいる。リサイクル回数の異なるＴＲＵを含んでいる燃料集合体を識別するアルファベット（例えば、燃料集合体の次に記載されたＡ〜Ｈ）の後に付された数字１，２，３，４，５は、該当する燃料集合体（例えば、燃料集合体Ａ、燃料集合体Ｂ等）の、炉内滞在期間（運転サイクル数）を示している。その数字が大きいほど、炉内滞在期間が長いことを意味している。「１」が付された燃料集合体は炉内滞在期間が第１サイクル目の燃料集合体であり、「５」が付された燃料集合体は炉内滞在期間が第５サイクル目の燃料集合体である。
【０２５７】
例えば、燃料集合体Ａ１は、リサイクル回数が一回のＴＲＵを含み、炉心２０Ｃに装荷されてから１つ目の運転サイクルでの運転を経験しつつある燃料集合体である。燃料集合体Ｅ５は、リサイクル回数が五回のＴＲＵを含み、炉心２０Ｃに装荷されてから５つ目の運転サイクルでの運転を経験しつつある燃料集合体である。燃料集合体Ａ〜Ｃ、及び燃料集合体Ｄの一部は、炉心２０Ｃに装荷されてから４つ目の運転サイクルの運転が終了した後、使用済燃料集合体として、原子炉から外部に取り出される。燃料集合体Ｄの残り、及び燃料集合体Ｆ〜Ｈは、炉心２０Ｃに装荷されてから５つ目の運転サイクルでの運転が終了した後、使用済燃料集合体として、原子炉から外部に取り出される。
【０２５８】
同じリサイクル回数のＴＲＵを含む複数の燃料集合体では、炉内滞在期間が異なる燃料集合体同士を隣接させて配置する。例えば、ある燃料集合体Ａ１では、図１０の左右に燃料集合体Ａ４を隣接させ、図１０の上下に燃料集合体Ａ３を隣接させて配置している。
【０２５９】
表４には、燃料集合体Ａ〜Ｈ及び使用済燃料集合体として取り出された燃料集合体のそれぞれのＴＲＵの重量及びＴＲＵの組成が示されている。表４に示されたＡ〜Ｈが燃料集合体Ａ〜Ｈに相当する。使用済燃料集合体として取り出された燃料集合体は、燃料集合体Ｈ５である。
【０２６０】
本実施例の炉心２０Ｃによれば、炉心２０Ｃのボイド率が上昇したときに、炉心２０Ｃの中心部における無限中性子実効増倍率の上昇が、炉心最外層領域における無限中性子実効増倍率の上昇より相対的に小さくなる。このため、出力分布の炉心中央部へのシフトが小さくなる（図９参照）。したがって、炉心２０Ｃに、リサイクル回数が８回のＴＲＵを含む燃料集合体Ｈ１〜Ｈ５が装荷されているのにもかかわらず、使用済燃料集合体として炉心２０Ｃから取り出された燃料集合体Ｈ５の取り出し燃焼度が４５ＧＷｄ／ｔになり、炉心２０Ｃのボイド係数が−４×１０−４％Δｋ／％ｖｏｉｄになる。炉心２０Ｃは、ＴＲＵをリサイクルしなかった場合に比べて、使用済燃料集合体の発生体数を０．５％以下に減少させることができる。
【０２６１】
本実施例の炉心２０Ｃに装荷された燃料集合体では、核燃料物質として、ＴＲＵと劣化ウランの混合酸化物燃料を用いたが、劣化ウランのかわりに、天然ウラン、及び使用済燃料集合体から回収される減損ウランを用いてもよい。また、ＴＲＵの替りに、ＴＲＵから抽出したＰｕや、ＴＲＵ中のいくつかのマイナーアクチノイド核種とＰｕを用いてもよい。
【実施例８】
【０２６２】
本発明の他の実施例である実施例８の軽水炉の炉心を、図３７及び図３８を用いて説明する。本実施例の軽水炉の炉心は、実施例１の炉心２０と同様に、前述した（１）、（２）及び（３）の構成を備えている。
【０２６３】
本実施例の炉心は、実施例１の炉心２０において燃料集合体４１を燃料集合体４１Ｎに替えた構成を有する。本実施例の炉心の他の構成は炉心２０と同じである。燃料集合体４１Ｎは燃料集合体４１において燃料棒４４を燃料棒４４Ｌに替えた構成を有する。燃料集合体４１Ｎの他の構成は燃料集合体４１と同じである。
【０２６４】
燃料集合体４１Ｎに含まれる燃料棒４４Ｌは、燃料集合体４１に含まれる燃料棒４４と同様に、プレナム２、核燃料物質領域１６及び中性子吸収材充填領域４を有する。燃料棒４４Ｌの、プレナム２、核燃料物質領域１６及び中性子吸収材充填領域４のそれぞれの部分の外径は、燃料棒４４の、それらの部分の外径と同じである。
【０２６５】
燃料集合体４１Ｎの核燃料物質が存在する核燃料物質領域１６は、図３７に示すように、上部ブランケット領域５、上部燃料領域６、内部ブランケット領域７、下部燃料領域８及び下部ブランケット領域９を有する。上部ブランケット領域５の上端より上方に上部反射体領域１０が存在し、下部ブランケット領域９の下端より下方に下部反射体領域１１が存在する。上部ブランケット領域５の高さが７０ｍｍ、上部燃料領域６の高さが２４２ｍｍ、内部ブランケット領域７の高さが５２０ｍｍ、下部燃料領域８の高さが２２０ｍｍ、下部ブランケット領域９の高さが２８０ｍｍである。下部燃料領域８の高さと上部燃料領域６の高さの和は４６２ｍｍ、上部燃料領域６の高さは下部燃料領域８の高さの１．１０倍である。上部反射体領域１０の高さが１１００ｍｍで、下部反射体領域１１の高さが７０ｍｍである。本実施例では、燃料棒４４Ｌの上部燃料領域６に充填された燃料ペレットは、他の実施例と異なり、全て中空ペレットになっている。燃料棒４４Ｌ内で、上部燃料領域６以外の上部ブランケット領域５、内部ブランケット領域７、下部燃料領域８及び下部ブランケット領域９のそれぞれに充填された全ての燃料ペレットは、他の実施例で用いられる中実ペレットである。
【０２６６】
燃料集合体４１Ｎが燃焼度ゼロのとき、その燃料集合体４１Ｎの全ての燃料棒４４Ｌは、３つのブランケット領域に劣化ウランを充填し、上部燃料領域６及び下部燃料領域８に混合酸化物燃料を充填している。燃料集合体４１Ｎの上部燃料領域６及び下部燃料領域８では、ＴＲＵの重量を１００としたときに劣化ウランを重量１７３の割合で混合した核分裂性Ｐｕの富化度が、それぞれ１８．０ｗｔ％である。ＴＲＵは、使用済燃料集合体である燃料集合体４１Ｎに含まれている使用済核燃料から再処理によって回収される。各ブランケット領域は、その混合酸化物燃料を充填していなく、ＴＲＵを含んでいない。なお、各ブランケット領域には劣化ウランのかわりに、天然ウラン、及び使用済燃料集合体から回収される減損ウランを用いてもよい。
【０２６７】
燃料集合体４１Ｎ内に配置される燃料棒４４Ｌとして、燃料棒４４Ｎ〜４４Ｒが用いられる。燃料棒４４Ｎ〜４４Ｒが、図３２に示すように、チャンネルボックス１３内に配置される。燃焼度ゼロの燃料集合体４１Ｎにおいて、上部燃料領域６及び下部燃料領域８のそれぞれにおける核分裂性Ｐｕ富化度が、燃料棒４４Ｎで１０．７ｗｔ％、燃料棒４４Ｏで１３．５ｗｔ％、燃料棒４４Ｐで１６．８ｗｔ％、燃料棒４４Ｑで１８．２ｗｔ％及び燃料棒４４Ｒで１９．５ｗｔ％である。
【０２６８】
本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、（１）、（２）及び（３）の構成を有しているので、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になった場合にも核燃料物質領域１２に正の反応度が投入されなく、燃料棒の健全性が増大し、熱的余裕が増大する。したがって、本実施例は、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【０２６９】
本実施例の炉心は、全ての制約条件を満たし増殖比１．０１を維持できる。さらに、本実施例では、燃料集合体４１Ｎにおける燃料棒４４Ｎ〜４４Ｒのそれぞれの上部燃料領域６及び下部燃料領域８で、核分裂性Ｐｕ富化度を等しくしている。このため、本実施例では、上部燃料領域６と下部燃料領域８で核分裂性Ｐｕ富化度が異なっている実施例１で用いられる燃料集合体４１と比較して、核分裂性Ｐｕ富化度の種類を９種類から５種類に減らすことができ、それだけ、製造すべき燃料ペレットの種類を低減できる。
【実施例９】
【０２７０】
本発明の他の実施例である実施例９の軽水炉の炉心を、図３９を用いて説明する。本実施例の軽水炉の炉心は、前述した（２）の構成を備えている。
【０２７１】
本実施例の炉心は、実施例１の炉心２０において燃料集合体４１を燃料集合体４１Ｑに替えた構成を有する。本実施例の炉心の他の構成は炉心２０と同じである。燃料集合体４１Ｑは燃料集合体４１において中性子吸収部材３及び中性子吸収材領域４を取り除いた構成を有する。燃料集合体４１Ｑの他の構成は燃料集合体４１と同じである。燃料集合体４１Ｑは複数の燃料棒４４Ｌを有する。燃料棒４４Ｓは、実施例１で用いられる燃料棒４４から中性子吸収材領域４を取り除いた構成を有する。
【０２７２】
本実施例は、燃料棒４４Ｓの、プレナム２の部分での外径が５．８ｍｍでありプレナム２の長さが１１００ｍｍである。燃料棒４４Ｓの、核燃料物質領域１６の部分での外径が１０．１ｍｍである。チャンネルボックス１３内の単位燃料棒格子の横断面積に占める燃料ペレットの横断面積の割合が５３％である。
【０２７３】
このため、プレナム２の容積が増大するので、燃料棒の健全性を増大することができる。さらに、燃料棒４４Ｓ内に形成されるプレナム２の部分の外径が、燃料棒４４Ｓの、プレナム部より下方の核燃料物質充填領域１６の部分の外径よりも小さくなっているので、炉心全体が１００％ボイドの状態になったときに、核燃料物質領域１２に投入される反応度が１ドル以下になる。このため、第１設計基準外事故の複合事象が発生しても、高圧炉心注水系の作動により、炉心に注水される冷却水の流量で燃料棒が冷却可能な出力まで、出力が自動的に低下してＢＷＲの安全性が保たれる。したがって、本実施例は、軽水炉の経済性を損なうことなく安全余裕をさらに増大させることができる。
【０２７４】
本実施例の炉心は、全ての制約条件を満たし増殖比１．０１を維持できる。
【実施例１０】
【０２７５】
本発明の他の実施例である実施例１１の軽水炉の炉心を、図４０及び表５を用いて説明する。本実施例の軽水炉の炉心は、実施例２の炉心２０Ａと同様に、前述した（１）、（２）及び（３）の構成を備えている。
【０２７６】
【表５】
【０２７７】
本実施例の炉心は、実施例２において燃料集合体４１Ｈを燃料集合体４１Ｒ（図４１参照）に替えた構成を有する。本実施例の炉心の他の構成は炉心２０Ａと同じである。
【０２７８】
本実施例の炉心に装荷された燃料集合体４１Ｒにおける核燃料物質領域１６Ａは、燃料集合体４１Ｈと同様に、上部ブランケット領域５、上部燃料領域６、内部ブランケット領域７及び下部燃料領域８を有する。上部ブランケット領域５の高さが５０ｍｍ、上部燃料領域６の高さが１８３ｍｍ、内部ブランケット領域７の高さが５６０ｍｍ、下部燃料領域８の高さが１７３ｍｍである。上部ブランケット領域５の上方に高さ１１００ｍｍの上部反射体領域１０が存在し、下部燃料領域８の下方に高さ７０ｍｍの下部反射体領域１１が存在する。上部燃料領域６の高さは、下部燃料領域８の高さの１．０６倍である。
【０２７９】
燃料集合体４１Ｒは、チャンネルボックス１３内に、外径７．６ｍｍの３９７本の燃料棒を正三角形格子に配置している。燃料棒の相互間の間隙が１．８ｍｍであり、最外層の燃料棒列の一辺には１１本の燃料棒が配置される。燃料集合体４１Ｒが燃焼度ゼロのとき、その燃料集合体４１Ｒの全ての燃料棒は、上部ブランケット領域５及び内部ブランケット領域７に劣化ウランを充填し、上部燃料領域６及び下部燃料領域８には燃焼度ゼロの状態で表５に示す組成のＴＲＵを含むＴＲＵ酸化物燃料を充填している。このＴＲＵ酸化物燃料の核分裂性Ｐｕ富化度は１８．０ｗｔ％であり、ＴＲＵ中のＰｕ−２３９の割合は１３．４ｗｔ％である。
【０２８０】
本実施例は、実施例２で生じる各効果を得ることができる。本実施例の炉心は、実施例２の炉心２０Ａに装荷された燃料集合体４１ＨのＴＲＵ組成とは異なるＴＲＵ組成においても、ＴＲＵを効率良く消滅させることができる。
【実施例１１】
【０２８１】
本発明の他の実施例である実施例１１の軽水炉の炉心を、図４１及び表６を用いて説明する。本実施例の軽水炉の炉心は、実施例２の炉心２０Ａと同様に、前述した（１）及び（２）の構成を備えている。
【０２８２】
【表６】
【０２８３】
本実施例の炉心は、実施例２において燃料集合体４１Ｈを燃料集合体４１Ｓ（図４１参照）に替えた構成を有する。本実施例の炉心の他の構成は炉心２０Ａと同じである。
【０２８４】
本実施例の炉心に装荷された燃料集合体４１Ｓにおける核燃料物質領域１６Ａは、燃料集合体４１Ｈと同様に、上部ブランケット領域５、上部燃料領域６、内部ブランケット領域７及び下部燃料領域８を有する。上部ブランケット領域５の高さが２０ｍｍ、上部燃料領域６の高さが２１７ｍｍ、内部ブランケット領域７の高さが５６０ｍｍ、下部燃料領域８の高さが２２４ｍｍである。また、上部反射体領域１０の高さが１１００ｍｍ、下部反射体領域１１の高さが７０ｍｍである。
【０２８５】
燃料集合体４１Ｓの横断面は図２３と同じである。燃料集合体４１Ｓが燃焼度ゼロのとき、その燃料集合体４１Ｓの全ての燃料棒は、上部ブランケット領域５及び内部ブランケット領域７に酸化トリウムを充填する。本実施例の炉心２０Ａに装荷する燃料集合体４１Ｓの上部燃料領域６及び下部燃料領域８が、燃料集合体４１Ｓが燃焼度ゼロのとき、現行のＡＢＷＲ炉心から取り出された取り出し燃焼度４５ＧＷｄ／ｔの使用済燃料集合体（低濃縮ウランを含む）を再処理して得られた表６の組成を有するＴＲＵ（以下、現行炉排出ＴＲＵという）、及びトリウムの混合酸化物燃料を含んでいる。燃焼度ゼロの燃料集合体４１Ｓを装荷した炉心は、ＴＲＵ第１世代リサイクル炉心（以下、ＲＧ１炉心という）である。その現行のＡＢＷＲ炉心には、低濃縮ウランを含む燃料集合体が装荷される。ＲＧ１炉心から使用済燃料集合体として取り出された燃料集合体４１Ｓを再処理して得られたＴＲＵに、表６に示す組成を有する現行炉排出ＴＲＵを、炉心が臨界になる量だけ追加する。この追加によって得られたＴＲＵ、及びトリウムの混合酸化物燃料を、上部燃料領域６及び下部燃料領域８に含む燃焼度ゼロの燃料集合体４１Ｓを装荷した炉心が、ＴＲＵ第２世代リサイクル炉心（以下、ＲＧ２炉心）である。以後、ＴＲＵのリサイクルを繰り返す毎に、各世代のＴＲＵリサイクル炉心から発生する使用済燃料集合体である燃料集合体４１Ｓを再処理して得られるＴＲＵに、現行炉排出ＴＲＵを、炉心が臨界になる量だけ追加し、この追加により得られたＴＲＵ及びトリウムの混合酸化物燃料を上部燃料領域６及び下部燃料領域８に含む燃焼度ゼロの燃料集合体４１Ｓを炉心２０Ａに装荷し、この炉心２０Ａから取り出された使用済燃料集合体である燃料集合体４１Ｓを再処理して得られるＴＲＵの組成がほぼ一定になるまで繰り返される。
【０２８６】
図４２には、各リサイクル世代のリサイクル炉心に装荷された燃焼度ゼロの新燃料集合体に追加した現行炉排出ＴＲＵの重量が特性５４に、これらのリサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体に含まれるＴＲＵの重量が特性５３にそれぞれ示されている。図４３には、各リサイクル世代のリサイクル炉心に装荷された燃焼度ゼロの燃料集合体内のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合割合が特性５５に、これらのリサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合が特性５６にそれぞれ示される。各ブランケット領域は、その混合酸化物燃料が充填されていなく、ＴＲＵを含んでいない。
【０２８７】
ＲＧ１炉心からＲＧ１０炉心までの各リサイクル世代の炉心は、現行炉排出ＴＲＵを含み取り出し燃焼度が６５ＧＷｄ／ｔの燃料集合体が装荷されている。これらのリサイクル世代の炉心では、現行炉排出ＴＲＵが核分裂される。本実施例では、これらのリサイクル世代の炉心において、図４４に示す特性５７のようにボイド係数が負で、特性５８のようにＢＷＲでは起因事象として起こりえない、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になった場合で、さらに全ての制御棒が作動しないと仮定した場合であっても、正の反応度が投入されることはない。
【０２８８】
本実施例は、実施例２で生じる各効果を得ることができる。本実施例により、実施例２とは異なるＴＲＵ組成の核燃料物質においても、ＴＲＵを効率良く消滅させることができる。
【０２８９】
W.S.Yang et al., A Metal Fuel Core Concept for 1000MWt Advanced Burner Reactor. GLOBAL ’07 Boise, USA, September, 2007, P.52には、軽水炉の使用済核燃料を再処理して回収されたＴＲＵを核分裂させて減量するナトリウム冷却型のＡＢＲの概念が記載されている。さらに、この文献は、現在運転中の軽水炉とＡＢＲを共存させて運転することにより、軽水炉から発生するＴＲＵを、軽水炉、ＡＢＲ及び燃料サイクル施設内に閉じ込めることができ、ＴＲＵを原子炉外に貯蔵する必要がなくなり、長寿命放射性廃棄物の量を大幅に削減できることができることについても記載している。
【０２９０】
しかし、ＡＢＲは、劣化ウランにＴＲＵを富化した核燃料物質を使用し、冷却材としてＮａを使用するので、炉心内の中性子エネルギーが高くなる。このため、富加したＴＲＵが核分裂して削減されると同時に、Ｕ−２３８から新たに作られるＴＲＵも多い。現在運転中の軽水炉からのＴＲＵの全量をＡＢＲに収容するためには、軽水炉一基あたりＡＢＲ一基の割合で建設する必要がある。ＡＢＲは軽水炉に比べて発電コストが高くなると予想されるので、軽水炉のみの運転の場合に比べて、経済性が損なわれる恐れがある。
【０２９１】
そこで、劣化ウランにＴＲＵを富加する替りに、ＴＲＵが新たに発生しないトリウムにＴＲＵを富加した核燃料物質を含む燃料集合体を、炉心内の中性子エネルギーの低い、特開Ｐ２００８−２１５８１８号公報に記載されたＴＲＵ消滅炉に装荷して運転することにより、ＴＲＵの新たな発生を防ぎ、ＴＲＵの核分裂効率を促進することができる。このため、軽水炉三基分のＴＲＵを本実施のＴＲＵ消滅炉一基で核分裂させることが可能になって、発電コストの高いＮａ冷却のＡＢＲが不要となり、大幅に経済性が向上する。
【実施例１２】
【０２９２】
本発明の他の実施例である実施例１２の軽水炉の炉心を、図４５から図４６、表７及び表８を用いて以下に詳細に説明する。本実施例の炉心は、実施例７と同様な炉心２０Ｃであり、現在運転中の電気出力が１３５０ＭＷで、炉心に装荷されている８７２体の燃料集合体及び燃料集合体当り７４本の燃料棒を有するＡＢＷＲの炉心である。この炉心は、ＴＲＵ消滅炉の炉心である。本実施例の構成は、実施例７と異なる部分について説明し、実施例７と同じ構成の説明は省略する。
【０２９３】
【表７】
【０２９４】
本実施例の炉心２０Ｃの横断面は図３５と同じであり、この炉心２０Ｃに装荷する燃料集合体４１Ｍの横断面は図３６と同じである。この炉心２０Ｃには、核燃料物質領域の高さが３．７１ｍの燃料集合体４１Ｍが装荷されている。また、ＰＷＲの炉心には、低濃縮ウランを含む燃料集合体が装荷されている。ＰＷＲの炉心から取り出された取り出し燃焼度５０ＧＷｄ／ｔの使用済燃料集合体を再処理して得られた表７の組成を有するＴＲＵ（以下、現行炉排出ＴＲＵ）、及び劣化ウランの混合酸化物燃料を有する燃焼度ゼロの燃料集合体を装荷した炉心が、ＴＲＵ第１世代リサイクル炉心（以下、ＲＧ１炉心という）である。このＲＧ１炉心から取り出された使用済燃料集合体を再処理して得られるＴＲＵに、表７に示す組成を有する現行炉排出ＴＲＵを、炉心が臨界になる量だけ追加する。この追加によって得られたＴＲＵ及び劣化ウランの混合酸化物燃料を有する燃焼度ゼロの燃料集合体を装荷した炉心が、ＴＲＵ第２世代リサイクル炉心（以下、ＲＧ２炉心）である。以後、ＴＲＵのリサイクルを繰り返す毎に、各世代のリサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体を再処理して得られるＴＲＵに、現行炉排出ＴＲＵを炉心が臨界になる量だけ追加し、得られたＴＲＵ及び劣化ウランの混合酸化物燃料を有する燃焼度ゼロの燃料集合体を、炉心に装荷する。
【０２９５】
【表８】
【０２９６】
表８に、ＲＧ１炉心からＲＧ８炉心までの各リサイクル世代のリサイクル炉心における燃焼度ゼロの燃料集合体に含まれるＴＲＵ組成、及びＲＧ８炉心から取り出した使用済燃料集合体に含まれるＴＲＵの組成を示す。図４５には、ＲＧ１炉心からＲＧ８炉心までの各リサイクル世代のリサイクル炉心に装荷される燃焼度ゼロの燃料集合体に追加した現行炉排出ＴＲＵの重量が特性６０に、これらのリサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体に含まれたＴＲＵの重量が特性５９にそれぞれ示される。図４６には、ＲＧ１炉心からＲＧ８炉心までの各リサイクル世代のリサイクル炉心に装荷される燃焼度ゼロの燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合が特性６１に、これらのリサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合が特性６２にそれぞれ示される。
【０２９７】
ＲＧ１炉心からＲＧ８炉心までの各リサイクル世代の炉心は、現行炉排出ＴＲＵを含み取り出し燃焼度が４５ＧＷｄ／ｔの燃料集合体が装荷されている。これらのリサイクル世代の炉心では、現行炉排出ＴＲＵが核分裂される。本実施例では、これらのリサイクル世代の炉心において、図４７に示す特性６３のようにボイド係数が負で、特性６４のようにＢＷＲでは起因事象として起こりえない、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になった場合で、さらに全ての制御棒が作動しないと仮定した場合であっても、ＲＧ７炉心までは正の反応度が投入されることはない。ＲＧ８炉心においては、1ドル以下の正の投入反応度であるが、安全上十分な負のボイド係数を有している。
【０２９８】
本実施例では、ＲＧ１炉心からＲＧ７炉心までの使用済燃料集合体はすべて再処理され、排出したＴＲＵは現行炉排出ＴＲＵと共に次のリサイクル世代の炉心に引き継がれる。従って、ＲＧ１炉心からＲＧ８炉心で、使用済燃料集合体として残されるのは、ＲＧ８炉心から毎年取り出される２０８体のみである。一方、ＲＧ１炉心からＲＧ８炉心までに使用されるＴＲＵ約１４トンを供給するには、ＡＢＷＲで現在使用されている低濃縮ウランの燃料集合体に換算してその使用済燃料集合体約８０００体を再処理する必要がある。本実施例のＡＢＷＲと現在運転中の低濃縮ウランを使用しているＡＢＷＲを併用することにより、残される使用済燃料集合体数は、低濃縮ウラン燃料を使用したＡＢＷＲのだけを運転する場合の約２．６％に大幅に減少させることが出来る。
【実施例１３】
【０２９９】
本発明の他の実施例である実施例１３の軽水炉の炉心を、図４８から図５０、及び表６を用いて以下に詳細に説明する。本実施例の炉心は、実施例１２と同様な炉心２０Ｃであり、現在運転中の電気出力が１３５０ＭＷで、炉心に装荷されている８７２体の燃料集合体及び燃料集合体当り７４本の燃料棒を有するＡＢＷＲの炉心である。この炉心は、ＴＲＵ消滅炉の炉心である。本実施例の構成は、実施例１２と異なる部分について説明し、実施例１２と同じ構成の説明は省略する。
【０３００】
本実施例の炉心２０Ｃには、核燃料物質領域の高さが３．７１ｍの燃料集合体４１Ｍが装荷されている。また、ＰＷＲの炉心には、低濃縮ウランを含む燃料集合体が装荷されている。炉心２０Ｅの核燃料物質が装荷されている。また、ＡＢＷＲの炉心には、低濃縮ウランを含む燃料集合体が装荷されている。ＡＢＷＲの炉心から取り出された取り出し燃焼度４５ＧＷｄ／ｔの使用済燃料集合体を再処理して得られた表６の組成を有するＴＲＵ（以下、現行炉排出ＴＲＵ）、及びトリウムの混合酸化物燃料を有する燃焼度ゼロの燃料集合体を装荷した炉心が、ＴＲＵ第１世代リサイクル炉心（以下、ＲＧ１炉心という）である。このＲＧ１炉心から取り出された使用済燃料集合体を再処理して得られるＴＲＵに、表６に示す組成を有する現行炉排出ＴＲＵを、炉心が臨界になる量だけ追加する。この追加によって得られたＴＲＵ及びトリウムの混合酸化物燃料を有する燃焼度ゼロの燃料集合体を装荷した炉心が、ＴＲＵ第２世代リサイクル炉心（以下、ＲＧ２炉心）である。以後、ＴＲＵのリサイクルを繰り返す毎に、各世代のリサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体を再処理して得られるＴＲＵに、現行炉排出ＴＲＵを炉心が臨界になる量だけ追加し、得られたＴＲＵ及びトリウムの混合酸化物燃料を有する燃焼度ゼロの燃料集合体を、炉心に装荷する。
【０３０１】
図４８には、各リサイクル世代のリサイクル炉心に装荷される燃焼度ゼロの燃料集合体に追加した現行炉排出ＴＲＵの重量が特性６６に、これらのリサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体中のＴＲＵの重量が特性６５にそれぞれ示されている。図４９には、各リサイクル世代のリサイクル炉心に装荷される燃焼度ゼロの燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合が特性６７に、これらのリサイクル炉心から取り出された使用済燃料集合体中のＴＲＵに含まれるＰｕ−２３９の重量割合が特性６８にそれぞれ示されている。
【０３０２】
ＲＧ１炉心からＲＧ４炉心までの各リサイクル世代の炉心は、現行炉排出ＴＲＵを含み取り出し燃焼度が４５ＧＷｄ／ｔの燃料集合体が装荷されている。これらのリサイクル世代の炉心では、現行炉排出ＴＲＵが核分裂される。本実施例では、これらのリサイクル世代の炉心において、図５０に示す特性６９のようにＲＧ３まではボイド係数が負で、図５０に示す特性７０のように、ＡＢＷＲでは起因事象として起こりえない、仮に炉心全体が１００％ボイドの状態になった場合で、さらに全ての制御棒が作動しないと仮定した場合であっても、ＲＧ３までは正の反応度が投入されることはない。
【０３０３】
本実施例では、ＲＧ４以降のＴＲＵ多重リサイクルは安全上の課題が解決する必要があるが、ＡＢＲや他の実施例に比べてＲＧ１の現行炉排出ＴＲＵの使用量が大きい。トリウムを含む燃料集合体の再処理技術が確立されるまでＲＧ２炉心以降は当面実施しないとして、ＲＧ１炉心と現在の低濃縮ウランを使用しているＡＢＷＲを併用する場合を評価する。ＲＧ１炉心から毎年取り出される使用済燃料集合体は２０８体である。一方、ＲＧ１炉心で使用されるＴＲＵ約５．７トンを供給するには、ＡＢＷＲで現在使用されている低濃縮ウラン燃料集合体の使用済燃料集合体約３２００体を再処理する必要がある。ＲＧ１炉心のＡＢＷＲと現在運転中の低濃縮ウランを使用しているＡＢＷＲを併用することにより、残される使用済み燃料体数は低濃縮ウラン燃料を使用したＡＢＷＲだけを運転する場合の約６．５％に大幅に減少させることが出来る。本実施例は、現在運転中のＡＢＷＲにおいて燃料集合体を変更するだけで使用済燃料集合体数の大幅削減を実現できる方法の一つである。また現在ＴＲＵ処分の選択肢の一つとして考えられている使用済燃料集合体をそのまま地層処分する場合には、ＴＲＵとウランの混合酸化物燃料ペレットよりＴＲＵとトリウムの混合酸化物燃料ペレットの方が化学的にはるかに安定であると考えられているので、トリウムを含む燃料集合体の再処理技術が確立されるまでの有効な方法となる。
【符号の説明】
【０３０４】
１…沸騰水型原子炉、２，２Ａ，２Ｂ…プレナム、３，３Ａ，３Ｂ…中性子吸収部材、４…中性子吸収材充填領域、５，５Ａ…上部ブランケット領域、６，６Ａ…上部燃料領域、７，７Ａ…内部ブランケット領域、８，８Ａ…下部燃料領域、９，９Ａ…下部ブランケット領域、１０…上部反射体領域、１１…下部反射体領域、１２，１６，１６Ａ…核燃料物質領域、１４…上部タイプレート、１５…下部タイプレート、２０，２０Ａ…炉心、２５…炉心シュラウド、２７…原子炉圧力容器、３４…燃料領域、３５Ａ，３５Ｃ…第１領域、３５Ｂ，３５Ｄ…第２領域、４１，４１Ａ〜４１Ｎ，４１Ｑ〜４１Ｓ…燃料集合体、４２，４７…制御棒、４４，４４Ａ〜４４Ｎ，４４Ｐ〜４４Ｓ…燃料棒。
【特許請求の範囲】
【請求項１】
核燃料物質を有する複数の燃料集合体が装荷され、前記核燃料物質が存在する核燃料物質領域内に、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域を軸方向においてこの順番に配置し、超ウラン核種の複数の同位元素が前記上部燃料領域及び前記下部燃料領域に含まれている軽水炉の炉心において、
燃焼度ゼロの前記燃料集合体を含んでいる状態で、前記下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウムの割合を、前記上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウムの割合よりも大きくすることを特徴とする軽水炉の炉心。
【請求項２】
燃焼度ゼロの前記燃料集合体を含んでいる状態で、前記下部燃料領域の高さと前記上部燃料領域の高さの合計が３５０ｍｍ〜６００ｍｍの範囲にあり、前記上部燃料領域の高さが前記下部燃料領域の高さの１．１倍〜２．１倍の範囲内にある請求項１に記載の軽水炉の炉心。
【請求項３】
燃焼度ゼロの前記燃料集合体を含んでいる状態で、前記下部燃料領域の全核燃料物質の核分裂性プルトニウムの富化度及び前記上部燃料領域の全核燃料物質の核分裂性プルトニウムの富化度の平均が１６％〜２０％の範囲内にあり、前記下部燃料領域の全核燃料物質の核分裂性プルトニウムの富化度が前記上部燃料領域の全核燃料物質の核分裂性プルトニウムの富化度の１．０５倍〜１．６倍の範囲内にある請求項１または２に記載の軽水炉の炉心。
【請求項４】
核燃料物質を有する複数の燃料集合体が装荷され、前記核燃料物質が存在する核燃料物質領域内に、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域を軸方向においてこの順番に配置し、超ウラン核種の複数の同位元素が前記上部燃料領域及び前記下部燃料領域に含まれている軽水炉の炉心において、
燃焼度ゼロの前記燃料集合体を含んでいる状態で、前記下部燃料領域の高さと前記上部燃料領域の高さの合計が３５０ｍｍ〜６００ｍｍの範囲にあり、前記上部燃料領域の高さが前記下部燃料領域の高さの１．１倍〜２．１倍の範囲内にあることを特徴とする軽水炉の炉心。
【請求項５】
核燃料物質を有する複数の燃料集合体が装荷され、前記核燃料物質が存在する核燃料物質領域内に、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域を軸方向においてこの順番に配置し、超ウラン核種の複数の同位元素が前記上部燃料領域及び前記下部燃料領域に含まれている軽水炉の炉心において、
燃焼度ゼロの前記燃料集合体を含んでいる状態で、前記下部燃料領域の全核燃料物質の核分裂性プルトニウムの富化度及び前記上部燃料領域の全核燃料物質の核分裂性プルトニウムの富化度の平均が１６％〜２０％の範囲内にあり、前記下部燃料領域の全核燃料物質の核分裂性プルトニウムの富化度が前記上部燃料領域の全核燃料物質の核分裂性プルトニウムの富化度の１．０５倍〜１．６倍の範囲内にあることを特徴とする軽水炉の炉心。
【請求項６】
下部ブランケット領域が前記核燃料物質領域内で前記下部燃料領域の下方に配置された請求項２ないし５のいずれか１項に記載の軽水炉の炉心。
【請求項７】
前記核燃料物質領域に含まれる全ての前記超ウラン核種中に占めるプルトニウム−２３９の割合が、４０％〜６０％の範囲及び５％以上４０％未満の範囲のいずれか１つの範囲内にある請求項１ないし６のいずれか１項に記載の軽水炉の炉心。
【請求項８】
複数の燃料棒と、前記複数の燃料棒の下端部を支持する下部燃料支持部材と、前記複数の燃料棒の上端部を支持する上部燃料支持部材と、中性子吸収部材を備え、
前記複数の燃料棒は、内部に、超ウラン核種の複数の同位元素を含む核燃料物質が存在する核燃料物質領域を形成しており、
前記核燃料物質領域が、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域を含んでおり、前記上部ブランケット領域、前記上部燃料領域、前記内部ブランケット領域及び前記下部燃料領域が軸方向においてこの順番に配置され、前記上部燃料領域及び前記下部燃料領域が前記複数の同位元素を含んでおり、
燃焼度ゼロの状態で、前記下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合が、前記上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合よりも大きくなっていることを特徴とする燃料集合体。
【請求項９】
超ウラン核種の複数の同位元素を含む核燃料物質を有する複数の燃料集合体が装荷され
ており、前記核燃料物質が存在する核燃料物質領域を有する軽水炉の炉心において、
前記核燃料物質領域の高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にあり、中性子吸収部材が前
記核燃料物質領域の上方に配置され、
前記核燃料物質領域が、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域を含んでおり、前記上部ブランケット領域、前記上部燃料領域、前記内部ブランケット領域及び前記下部燃料領域が前記炉心の軸方向においてこの順番に配置され、前記上部燃料領域及び前記下部燃料領域が前記複数の同位元素を含んでおり、
燃焼度ゼロの前記燃料集合体を含んでいる状態で、前記下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合が、前記上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合よりも大きくなっていることを特徴とする軽水炉の炉心。
【請求項１０】
複数の燃料棒と、前記複数の燃料棒の下端部を支持する下部燃料支持部材と、前記複数
の燃料棒の上端部を支持する上部燃料支持部材と、中性子吸収部材を備え、
前記複数の燃料棒は、内部に、超ウラン核種の複数の同位元素を含む核燃料物質が存在
する、高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にある核燃料物質領域、及び前記核燃料物質領
域の上方に形成されたプレナムを形成しており、
前記中性子吸収部材が前記核燃料物質領域の上方に配置され
前記核燃料物質領域が、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域を含んでおり、前記上部ブランケット領域、前記上部燃料領域、前記内部ブランケット領域及び前記下部燃料領域が軸方向においてこの順番に配置され、前記上部燃料領域及び前記下部燃料領域が前記複数の同位元素を含んでおり、
燃焼度ゼロの状態で、前記下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合が、前記上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合よりも大きくなっていることを特徴とする燃料集合体。
【請求項１】
核燃料物質を有する複数の燃料集合体が装荷され、前記核燃料物質が存在する核燃料物質領域内に、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域を軸方向においてこの順番に配置し、超ウラン核種の複数の同位元素が前記上部燃料領域及び前記下部燃料領域に含まれている軽水炉の炉心において、
燃焼度ゼロの前記燃料集合体を含んでいる状態で、前記下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウムの割合を、前記上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウムの割合よりも大きくすることを特徴とする軽水炉の炉心。
【請求項２】
燃焼度ゼロの前記燃料集合体を含んでいる状態で、前記下部燃料領域の高さと前記上部燃料領域の高さの合計が３５０ｍｍ〜６００ｍｍの範囲にあり、前記上部燃料領域の高さが前記下部燃料領域の高さの１．１倍〜２．１倍の範囲内にある請求項１に記載の軽水炉の炉心。
【請求項３】
燃焼度ゼロの前記燃料集合体を含んでいる状態で、前記下部燃料領域の全核燃料物質の核分裂性プルトニウムの富化度及び前記上部燃料領域の全核燃料物質の核分裂性プルトニウムの富化度の平均が１６％〜２０％の範囲内にあり、前記下部燃料領域の全核燃料物質の核分裂性プルトニウムの富化度が前記上部燃料領域の全核燃料物質の核分裂性プルトニウムの富化度の１．０５倍〜１．６倍の範囲内にある請求項１または２に記載の軽水炉の炉心。
【請求項４】
核燃料物質を有する複数の燃料集合体が装荷され、前記核燃料物質が存在する核燃料物質領域内に、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域を軸方向においてこの順番に配置し、超ウラン核種の複数の同位元素が前記上部燃料領域及び前記下部燃料領域に含まれている軽水炉の炉心において、
燃焼度ゼロの前記燃料集合体を含んでいる状態で、前記下部燃料領域の高さと前記上部燃料領域の高さの合計が３５０ｍｍ〜６００ｍｍの範囲にあり、前記上部燃料領域の高さが前記下部燃料領域の高さの１．１倍〜２．１倍の範囲内にあることを特徴とする軽水炉の炉心。
【請求項５】
核燃料物質を有する複数の燃料集合体が装荷され、前記核燃料物質が存在する核燃料物質領域内に、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域を軸方向においてこの順番に配置し、超ウラン核種の複数の同位元素が前記上部燃料領域及び前記下部燃料領域に含まれている軽水炉の炉心において、
燃焼度ゼロの前記燃料集合体を含んでいる状態で、前記下部燃料領域の全核燃料物質の核分裂性プルトニウムの富化度及び前記上部燃料領域の全核燃料物質の核分裂性プルトニウムの富化度の平均が１６％〜２０％の範囲内にあり、前記下部燃料領域の全核燃料物質の核分裂性プルトニウムの富化度が前記上部燃料領域の全核燃料物質の核分裂性プルトニウムの富化度の１．０５倍〜１．６倍の範囲内にあることを特徴とする軽水炉の炉心。
【請求項６】
下部ブランケット領域が前記核燃料物質領域内で前記下部燃料領域の下方に配置された請求項２ないし５のいずれか１項に記載の軽水炉の炉心。
【請求項７】
前記核燃料物質領域に含まれる全ての前記超ウラン核種中に占めるプルトニウム−２３９の割合が、４０％〜６０％の範囲及び５％以上４０％未満の範囲のいずれか１つの範囲内にある請求項１ないし６のいずれか１項に記載の軽水炉の炉心。
【請求項８】
複数の燃料棒と、前記複数の燃料棒の下端部を支持する下部燃料支持部材と、前記複数の燃料棒の上端部を支持する上部燃料支持部材と、中性子吸収部材を備え、
前記複数の燃料棒は、内部に、超ウラン核種の複数の同位元素を含む核燃料物質が存在する核燃料物質領域を形成しており、
前記核燃料物質領域が、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域を含んでおり、前記上部ブランケット領域、前記上部燃料領域、前記内部ブランケット領域及び前記下部燃料領域が軸方向においてこの順番に配置され、前記上部燃料領域及び前記下部燃料領域が前記複数の同位元素を含んでおり、
燃焼度ゼロの状態で、前記下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合が、前記上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合よりも大きくなっていることを特徴とする燃料集合体。
【請求項９】
超ウラン核種の複数の同位元素を含む核燃料物質を有する複数の燃料集合体が装荷され
ており、前記核燃料物質が存在する核燃料物質領域を有する軽水炉の炉心において、
前記核燃料物質領域の高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にあり、中性子吸収部材が前
記核燃料物質領域の上方に配置され、
前記核燃料物質領域が、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域を含んでおり、前記上部ブランケット領域、前記上部燃料領域、前記内部ブランケット領域及び前記下部燃料領域が前記炉心の軸方向においてこの順番に配置され、前記上部燃料領域及び前記下部燃料領域が前記複数の同位元素を含んでおり、
燃焼度ゼロの前記燃料集合体を含んでいる状態で、前記下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合が、前記上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合よりも大きくなっていることを特徴とする軽水炉の炉心。
【請求項１０】
複数の燃料棒と、前記複数の燃料棒の下端部を支持する下部燃料支持部材と、前記複数
の燃料棒の上端部を支持する上部燃料支持部材と、中性子吸収部材を備え、
前記複数の燃料棒は、内部に、超ウラン核種の複数の同位元素を含む核燃料物質が存在
する、高さが２０ｃｍ〜２５０ｃｍの範囲にある核燃料物質領域、及び前記核燃料物質領
域の上方に形成されたプレナムを形成しており、
前記中性子吸収部材が前記核燃料物質領域の上方に配置され
前記核燃料物質領域が、上部ブランケット領域、上部燃料領域、内部ブランケット領域及び下部燃料領域を含んでおり、前記上部ブランケット領域、前記上部燃料領域、前記内部ブランケット領域及び前記下部燃料領域が軸方向においてこの順番に配置され、前記上部燃料領域及び前記下部燃料領域が前記複数の同位元素を含んでおり、
燃焼度ゼロの状態で、前記下部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合が、前記上部燃料領域の全核燃料物質に占める核分裂性プルトニウム割合よりも大きくなっていることを特徴とする燃料集合体。
【図１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【図１２】
【図１３】
【図１４】
【図１５】
【図１６】
【図１７】
【図１８】
【図１９】
【図２０】
【図２１】
【図２２】
【図２３】
【図２４】
【図２５】
【図２６】
【図２７】
【図２８】
【図２９】
【図３０】
【図３１】
【図３２】
【図３３】
【図３４】
【図３５】
【図３６】
【図３７】
【図３８】
【図３９】
【図４０】
【図４１】
【図４２】
【図４３】
【図４４】
【図４５】
【図４６】
【図４７】
【図４８】
【図４９】
【図５０】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【図１２】
【図１３】
【図１４】
【図１５】
【図１６】
【図１７】
【図１８】
【図１９】
【図２０】
【図２１】
【図２２】
【図２３】
【図２４】
【図２５】
【図２６】
【図２７】
【図２８】
【図２９】
【図３０】
【図３１】
【図３２】
【図３３】
【図３４】
【図３５】
【図３６】
【図３７】
【図３８】
【図３９】
【図４０】
【図４１】
【図４２】
【図４３】
【図４４】
【図４５】
【図４６】
【図４７】
【図４８】
【図４９】
【図５０】
【公開番号】特開２０１２−２０８１２５（Ｐ２０１２−２０８１２５Ａ）
【公開日】平成２４年１０月２５日（２０１２．１０．２５）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２０１２−１４１５４８（Ｐ２０１２−１４１５４８）
【出願日】平成２４年６月２５日（２０１２．６．２５）
【分割の表示】特願２００９−２９８０９３（Ｐ２００９−２９８０９３）の分割
【原出願日】平成２１年１２月２８日（２００９．１２．２８）
【出願人】（５０７２５０４２７）日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社 (858)
【公開日】平成２４年１０月２５日（２０１２．１０．２５）
【国際特許分類】
【出願日】平成２４年６月２５日（２０１２．６．２５）
【分割の表示】特願２００９−２９８０９３（Ｐ２００９−２９８０９３）の分割
【原出願日】平成２１年１２月２８日（２００９．１２．２８）
【出願人】（５０７２５０４２７）日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社 (858)
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