Xe-135

核燃料の燃焼
千葉豪
核燃料の燃焼の重要性
・原子炉の核燃料は、核分裂反応によりエネルギーを発
生する。
・原子炉物理では、核分裂や中性子の吸収などにより、
核燃料の組成が変化していく過程を「燃焼」と呼ぶ。
・原子炉の特性は、核燃料の組成に依存する。従って、
燃焼に伴って原子炉の特性は変化する。
・原子炉の運転可能期間の予測、運転期間を通じた原
子炉の振る舞いの正確な予測の観点から、燃焼の解析
は極めて重要である。
UO2燃料の組成（重量比）
これを燃やすと、、、
UO2燃料の燃焼前後の組成
燃焼前
燃焼後
こうはなりません。
重核種（アクチニド核種）
中性子数
142
143
144
145
146
147
148
149
150
96
Cm-242 Cm-243 Cm-244 Cm-245 Cm-246
95
Am-241 Am-242 Am-243 Am-244
94
Pu-238 Pu-239 Pu-240 Pu-241 Pu-242
93
Np-237 Np-238 Np-239
92
U-234
陽子数
U-235
U-236
U-237
U-238
U-239
UO2燃料の燃焼に伴う組成変化
重核種の一群核分裂断面積（熱中性子炉）
縦軸が対数表示であることに注意
重核種の一群核分裂断面積（熱中性子炉）
U-235、Pu-239、-241よりも断面積が大きい核種もある。
U-238からのPu同位体の生成
原子番号
(n,γ)
241Am
95
239Pu
94
2.35d
238U
(n,γ)
23.5m β
239U
240Pu
β-
(n,γ)
241Pu
(n,γ)
β-
239Np
93
92
(n,γ)
14.4y β-
240Np
(n,γ)
14.1h
240U
β-
は核分裂性物質
それ自身は核分裂性物質ではないが、中性子の吸収により
核分裂性物質に変換する核種を「親核種」fertileと呼ぶ。
UO2燃料における核分裂への核種毎寄与割合
UO2燃料の燃焼前後の組成（重量比）
燃焼前
燃焼後
生成されたPu-239と-241を核燃料として再利用：
→ 熱中性子炉に使う場合はプルサーマル
→ UO2とPuO2の混合燃料：Mixed-oxide（MOX）燃料
UO2燃料の燃焼前後の組成（重量比）
燃焼前
燃焼後
残ったU-238を燃料として再利用し、Pu-239に転換して
燃焼させることにより、核燃料の利用率は大幅に上昇
→ 核燃料サイクル
UO2燃料の燃焼前後の組成（重量比）
燃焼前
燃焼後
ただし、原子炉で使用したウランは、もともとはU-235、-238（と僅かな
U-234）だけだったものと比べて、U-232、-234が含まれる（回収ウラ
ン）ため、燃料の線量率が上昇し、特別な取扱いが必要となる。
（回収ウランの濃縮度は1.5%程度。海外からの燃料には回収ウランを含んだものもあり）
MOX燃料の燃焼前後の組成（重量比）
燃焼前
燃焼後
MOX燃料の燃焼に伴う組成変化
UO2燃料とMOX燃料の燃焼に伴う組成変化
UO2燃料
MOX燃料
MOX燃料における核分裂への核種毎寄与割合
MOX燃料における核分裂への核種毎寄与割合
UO2
MOX
UO2燃料では核分裂を担うU-235が時間とともに
減損していくが、MOX燃料ではPu-239の減損は
それほどでもない。それはなぜか？
（これまでの解説で分かる筈）
燃料の燃焼に伴う物理現象
問：下の括弧内に「正」「負」をあてはめよ
（１）核分裂性核種の減少
・核分裂連鎖反応に対して（
）の効果
（２）親核種から核分裂性核種への転換
・核分裂連鎖反応に対して（
）の効果
（３）核分裂生成物の発生
・核分裂生成物は中性子の吸収物質であるため、核分
裂連鎖反応に対して（
）の効果
上記（１）～（３）を合計すると、軽水炉において、燃焼は、
核分裂連鎖反応に対して（
）の効果となる
燃料の燃焼に伴う無限増倍率の変動
Refective B.C.
燃料ピンセルモデル
燃料の燃焼に伴う無限増倍率の変動
燃焼直後に無限増倍率が
減少するのはなぜ？
Xe-135の蓄積
核分裂
で発生
核分裂
で発生
核分裂で
（ちょっと）発生
(n,g)
Te-135
Xe-135
I-135
β崩壊
19.0s
Xe-136
β崩壊
6.58h
β崩壊
9.14h
Cs-135
I-135が半減期約7時間で崩壊し、Xe-135が生成される。
断面積の比較（JENDL-4.0）
Xe-135は熱中性子領域で中性子吸収断面積が大
Xe-135の蓄積
核分裂
で発生
核分裂
で発生
核分裂で
（ちょっと）発生
(n,g)
Te-135
Xe-135
I-135
β崩壊
19.0s
Xe-136
β崩壊
6.58h
β崩壊
9.14h
Cs-135
I-135は[核分裂による生成]と[半減期6.58hでの崩壊]が
釣り合って、Xe-135は[I-135からの生成]と[強い中性子吸
収による消滅]が釣り合って、それぞれ原子炉の運転中は
平衡状態にあると考えてよい。
燃料の燃焼に伴う無限増倍率の変動
燃焼直後に無限増倍率が
減少するのはなぜ？
→I-135の崩壊によって生成
するXe-135の吸収による
燃料の燃焼に伴う無限増倍率の変動
燃焼直後に無限増倍率が
減少するのはなぜ？
→I-135の崩壊によって生成
するXe-135の吸収による
→では、原子炉を止めたら
Xe-135はどうなるでしょう？
Xe-135濃度の時間変動
Xe-135濃度
原子炉起動
運転停止
時間t
Xe-135濃度の時間変動を考えよう。
中性子増倍率の時間変動
中性子増倍率
原子炉起動
運転停止
時間t
次は、中性子増倍率の時間変動を考えよう。
原子炉停止直後の中性子増倍率の変動
いったん下がって、
また上がる。
原子炉停止直後の中性子増倍率の変動
０日の時点で臨界の原子炉を
停止した場合に、再び原子炉
を臨界にするために必要な正
の反応度
原子炉停止直後の中性子増倍率の変動
０日の時点で臨界の原子炉を
停止した場合に、再び原子炉
を臨界にするために必要な正
の反応度
実際のPWRでは最大0.025程
度の負の反応度が入る。実効
増倍率は一か月あたり0.01程
度低下するため、寿命末期の
二か月程度は再起動不能時
間が発生する。
Xe-135蓄積の影響（補足）
- 中性子束レベル（＝原子炉出力）が大きくなっ
た場合、Xe-135蓄積の影響は大きくなるか、
小さくなるか？
- 高速中性子炉ではXe-135蓄積の影響は大き
くなるか、小さくなるか？
断面積の比較（JENDL-4.0）
高速中性子領域ではXe-135の中性子吸収断面積は小さい
Sm-149の毒物効果
Sm-149も大きい熱中性子断面積を持つが、
Xe-135と比べて二桁程度小さい
Sm-149の毒物効果
核分裂で発生
(n,g)
Pr-149
Pm-149
β崩壊
2.26m
Sm-150
Sm-149
β崩壊
2.21d
- Sm-149はXe-135と比べて熱中性子断面積が二桁
程度小さい
- Sm-149自体は崩壊しない：停止後、減衰しない
- 親核種のPm-149の半減期が比較的長い（2.21日）
→ 影響は時間的に比較的ゆっくり
Sm-149に起因する原子炉停止後の反応度効果は？
原子炉停止後の核種別反応度効果（UO2燃料、45GWd/t）
・Np-239の崩壊（半減期2.35日）によるPu-239の生成
・Pu-241の崩壊（半減期14.4年）とそれに伴うAm-241の生成
原子炉停止後の核種別反応度効果（UO2燃料、45GWd/t）
・Pm-148mの崩壊（半減期4.3日）
・Pm-147の崩壊（半減期2.6年）とそれに伴うSm-147の生成
Burnable poisonによる反応度制御
臨界を維持するためには、この「余
計な」反応度を抑制する必要あり
→多数の制御棒が必要となる
Burnable poisonによる反応度制御
臨界を維持するためには、この「余
計な」反応度を抑制する必要あり
→多数の制御棒が必要となる
→Burnable poisonの導入
Burnable poisonの例：Gd
中性子捕獲断面積（JENDL-4.0）
Burnable poisonの適用例：炉工OB高田君の研究
• 空孔にPuO2粉末を装填した混合燃料が提案されている。
• 彼の研究ではこのPuO2粉末を可燃性毒物に代えたものとして
可燃性毒物入り燃料棒を提案した。
METMET fuel with
higher open porosity
BP Powder
Pores
可燃性毒物：
ガドリニア（Gd2O3）、炭化ホウ素（B4C）、酸化エルビア（Er2O3）
Burnable poisonの適用例：炉工OB高田君の研究
可燃性毒物の集合体内配置
可燃性毒物棒
制御棒・計測装置用のガイド管
16本
24本
36本
52本
Burnable poisonの適用例：炉工OB高田君の研究
ガドリニアの場合：
Burnable poisonの適用例：炉工OB高田君の研究
炭化ホウ素の場合：
反応度抑制能力は高いが、B-10の(n,α)反応によりHeが生成し、被覆管の内圧を
高めてしまうため、装荷可能量は非常に小さくなってしまう。
Burnable poisonの適用例：炉工OB高田君の研究
酸化エルビアの場合
残りは補足資料
原子炉の燃焼計算
[1] ある時点での原子炉内の巨視的断面積を計算
（Σ=Nσ）
[2] ある時点での原子炉内の中性子束分布を計算（例：
拡散方程式）
[3] 原子炉出力から中性子束の絶対値を計算
[4] 燃料を構成する核種の反応率（核分裂、吸収など）を
計算
[5] ある時間経過後における核種の原子数密度を計算
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原子炉の燃焼計算
[1] ある時点での原子炉内の巨視的断面積を
計算（Σ=Nσ）
[2] ある時点での原子炉内の中性子束分布を
計算（例：拡散方程式）
[3] 原子炉出力から中性子束の絶対値を計算
[4] 燃料を構成する核種の反応率（核分裂、吸
収など）を計算
[5] ある時間経過後における核種の原子数密
度を計算 →[1]へ戻る

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