[发明专利]轻水反应堆用燃料组件、轻水反应堆炉心设计方法及轻水反应堆用燃料组件设计方法

说明书

一种轻水反应堆用燃料组件、轻水反应堆炉心设计方法及轻水反应堆用燃料组件设计方法，所述燃料组件设计方法具备：将燃料组件(10)中所含的燃料棒(11，12)根数设为N，将燃料棒中的封入了含可燃性毒物的核燃料物质的装有可燃性毒物的燃料棒(12)的根数设为n，将核燃料物质中可燃性毒物的平均质量比例设为p，将燃料组件全部根数的平均铀235的浓缩度设为e时，通过解析或实验来积累表示多个p·n/N与e的各个组合作为炉心是否成立的炉心判定数据的炉心判定数据积累步骤；基于炉心判定数据来确定判定p·n/N与e的组合作为炉心是否成立的判定式的炉心判定式确定步骤；和基于判定式来判定被暂时设定的燃料组件的构成作为炉心是否成立的炉心成立与否判定步骤。

技术领域

本发明的实施方式涉及轻水反应堆用燃料组件、轻水反应堆炉心设计方法及轻水反应堆用燃料组件设计方法。

背景技术

一般而言，在轻水反应堆用燃料组件和轻水反应堆的炉心(也称为堆芯)处，按照在1个运转循环的最后(EOC：End of Cycle)剩余反应性成为零的方式来设计燃料，使核反应堆运转。

就沸水型轻水反应堆(BWR)而言，其是按照例如氧化钆等可燃性毒物的中子吸收能力在EOC消失的方式来进行浓度调整的。在BWR的设备第1次循环的炉心即初始堆芯的情况下，也有如下例子：有意地使一部分少数比例的燃料的可燃性毒物烧剩下来，用残余的燃料来弥补剩余反应性不足，同时改善炉心的热特性。

就压水型轻水反应堆(PWR)而言，其是按照化学补偿中的硼酸浓度在EOC成为零的方式来进行浓度调整的。核裂变性物质的浓缩度是根据目标的提取燃耗(在此与实现燃耗是同样的意思)等来调整其数值的，不使用无用的高浓缩度。

另外，在进行核燃料再循环的情况下，将上述的轻水反应堆用燃料和在轻水反应堆的炉心使用的燃料从炉心取出后，进行再处理。通过再处理，从而提取出铀同位素和钚同位素以便再次使用，将次锕系元素作为高水平放射性废弃物来废弃。由于次锕系元素(minor actinide)的有害度大，因此特别采用称为群分离的再处理法将有害的次锕系元素分离。将分离出的次锕系元素添加到MOX(Mixed Oxcide；混合氧化物)燃料中并在快速反应堆中进行燃烧，或者通过将次锕系元素作为靶并用加速器进行照射，使其变换为有害度小的原子核素。可考虑到像这样地进行所谓的分离转换。

作为这样的现有技术文献，有如下的日本公开专利公报：日本特开昭62-106391号公报(以下称为专利文献1)以及日本特开2008-145286号公报(以下称为专利文献2)。

发明内容

发明所要解决的课题

在不进行核燃料再循环而进行一次通过循环的情况下，将使用完的燃料直接进行最终处置。一次通过循环由于不进行像上述的分离转换这样的处理，因此不会减轻次锕系元素的有害度。

另一方面，通过有意地使用浓缩度高的铀燃料，从而能够减少次锕系元素的生成量。这是因为：通过使用铀235浓缩度高的铀燃料，使得铀235产生的核裂变反应的比例增加，铀238产生的吸收反应的比例减少，因此次锕系元素的生成量得以减少。但是，据认为：通过提高铀235浓缩度，从而导致剩余反应性升高，剩余反应性超过了控制棒等反应性控制设备的反应性价值，反应性控制变得困难。

提高了铀浓缩度时的剩余反应性能够使用可燃性毒物来抑制。在为了减小次锕系元素的有害度而提高了铀浓缩度的燃料组件中，可燃性毒物的利用也是有效的。但是，就可燃性毒物而言，为了确定浓度、根数，需要进行大量复杂的计算，目前为止尚未进行有效的设计。

本发明的实施方式是为了解决上述的课题而完成的，其目的在于，在轻水反应堆中降低提高了铀浓缩度时的剩余反应性。

用于解决课题的手段