JP2000162355A - 高速炉の炉心 - Google Patents
高速炉の炉心Info
- Publication number
- JP2000162355A JP2000162355A JP10335289A JP33528998A JP2000162355A JP 2000162355 A JP2000162355 A JP 2000162355A JP 10335289 A JP10335289 A JP 10335289A JP 33528998 A JP33528998 A JP 33528998A JP 2000162355 A JP2000162355 A JP 2000162355A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- fuel assembly
- core
- hydride
- hydrogen
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】炉心安全性を低下させることなく、効率よくマ
イナーアクチニドを消滅することができる原子炉を提供
する。 【解決手段】水素化物燃料集合体２ｃの集合体流入部の
圧力損失は、流量に対する出力の比が、内側炉心燃料集
合体２ａおよび外側炉心燃料集合体２ｂの流量に対する
出力の比よりも小さくなるように設定する。
イナーアクチニドを消滅することができる原子炉を提供
する。 【解決手段】水素化物燃料集合体２ｃの集合体流入部の
圧力損失は、流量に対する出力の比が、内側炉心燃料集
合体２ａおよび外側炉心燃料集合体２ｂの流量に対する
出力の比よりも小さくなるように設定する。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は高速炉に係り、特に
長寿命のマイナーアクチニド（ＭＡ）を消滅するのに好
適な水素化物燃料で構成した水素化物燃料集合体及びそ
れを装荷する原子炉の炉心に関する。
長寿命のマイナーアクチニド（ＭＡ）を消滅するのに好
適な水素化物燃料で構成した水素化物燃料集合体及びそ
れを装荷する原子炉の炉心に関する。
【０００２】
【従来の技術】高速炉の燃料集合体は、例えば、安成弘
著，「高速増殖炉」（同文書院）に記載のように、核燃
料物質を被覆管に封入して束ねた燃料要素束とこれを取
り囲むラッパ管，燃料要素束の上方にあり中性子を散乱
する物質を有する中性子反射領域と冷却材流出部、及び
燃料要素束の下方にある冷却材流入部からなる。冷却材
流入部にはオリフィスが設けられており、集合体の発熱
量に応じて冷却材の流量が適切に設定される。
著，「高速増殖炉」（同文書院）に記載のように、核燃
料物質を被覆管に封入して束ねた燃料要素束とこれを取
り囲むラッパ管，燃料要素束の上方にあり中性子を散乱
する物質を有する中性子反射領域と冷却材流出部、及び
燃料要素束の下方にある冷却材流入部からなる。冷却材
流入部にはオリフィスが設けられており、集合体の発熱
量に応じて冷却材の流量が適切に設定される。
【０００３】また、燃料要素は、上下端部に栓のある被
覆管，核分裂性物質を富化した炉心燃料ペレット、ある
いは燃料親物質を主成分とするブランケット燃料ペレッ
ト、および核分裂反応で生成された気体を収納するため
のガスプレナムからなる。
覆管，核分裂性物質を富化した炉心燃料ペレット、ある
いは燃料親物質を主成分とするブランケット燃料ペレッ
ト、および核分裂反応で生成された気体を収納するため
のガスプレナムからなる。
【０００４】冷却材には、ナトリウム等の液体金属が使
用される。炉心は、炉心燃料ペレットを装荷した炉心燃
料集合体を複数個束ねた炉心領域と、これを取り囲む、
ブランケット燃料ペレットを装荷したブランケット燃料
集合体を複数個束ねた径方向ブランケット領域とからな
る。
用される。炉心は、炉心燃料ペレットを装荷した炉心燃
料集合体を複数個束ねた炉心領域と、これを取り囲む、
ブランケット燃料ペレットを装荷したブランケット燃料
集合体を複数個束ねた径方向ブランケット領域とからな
る。
【０００５】近年、原子炉の使用済燃料の再処理によっ
て発生する高レベルの放射性廃棄物の管理負担軽減や、
ポテンシャルリスク低減を目的に、廃棄物中に含まれる
長寿命の放射性核種を分離し、安定核種へ核変換する方
法についての「群分離・消滅処理」研究が我が国や仏で
活発に進められている。
て発生する高レベルの放射性廃棄物の管理負担軽減や、
ポテンシャルリスク低減を目的に、廃棄物中に含まれる
長寿命の放射性核種を分離し、安定核種へ核変換する方
法についての「群分離・消滅処理」研究が我が国や仏で
活発に進められている。
【０００６】原子炉の使用済燃料に含まれる放射性廃棄
物のうちネプチニウム，アメリシウム，キュウリウム等
のマイナーアクチニド（ＭＡ）を原子炉を用いて消滅す
る方法が特願平9−246432 号出願（参照）に開示されて
いる（従来技術１）。この公知例では、ＭＡを含むアク
チニド水素化物より構成されるターゲット集合体を、高
速炉の炉心領域に非均質に装荷することによって、安全
特性を向上しつつＭＡを効率良く消滅できることが示さ
れている。
物のうちネプチニウム，アメリシウム，キュウリウム等
のマイナーアクチニド（ＭＡ）を原子炉を用いて消滅す
る方法が特願平9−246432 号出願（参照）に開示されて
いる（従来技術１）。この公知例では、ＭＡを含むアク
チニド水素化物より構成されるターゲット集合体を、高
速炉の炉心領域に非均質に装荷することによって、安全
特性を向上しつつＭＡを効率良く消滅できることが示さ
れている。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】上記（従来技術１）で
用いているアクチニド水素化物は一般に温度の上昇に伴
って水素の乖離が進み水素化物からガスプレナム領域に
移行する割合が増加する傾向がある。またアクチニド水
素化物を封入する被覆管を透過する水素の割合も増加す
る傾向にある。
用いているアクチニド水素化物は一般に温度の上昇に伴
って水素の乖離が進み水素化物からガスプレナム領域に
移行する割合が増加する傾向がある。またアクチニド水
素化物を封入する被覆管を透過する水素の割合も増加す
る傾向にある。
【０００８】一例として、米国ＧＡ（ゼネラル・アトミ
ック）社のトリガー炉で用いられているＵ−ＺｒＨｘ
（Ｘ：水素の組成比）をステンレス被覆管に封入したト
リガー燃料において、燃料温度が仮に５００℃から１０
００℃に上昇すると想定すると、水素分圧は０.１気圧
（kg／cm2）から１６気圧に上昇する。
ック）社のトリガー炉で用いられているＵ−ＺｒＨｘ
（Ｘ：水素の組成比）をステンレス被覆管に封入したト
リガー燃料において、燃料温度が仮に５００℃から１０
００℃に上昇すると想定すると、水素分圧は０.１気圧
（kg／cm2）から１６気圧に上昇する。
【０００９】その結果、水素の組成比１.６が約０.２％
減少する。高速炉では中性子のスペクトルが硬くなる
（高エネルギー側へシフトする）程、主要な核分裂性核
種であるプルトニウム−２３９（239Ｐｕ）やプルトニ
ウム−２４１（241Ｐｕ）の核分裂当たりの中性子発生
数が増加し反応度が大きくなる。従って、水素の組成比
が減少すると反応度が増加する。
減少する。高速炉では中性子のスペクトルが硬くなる
（高エネルギー側へシフトする）程、主要な核分裂性核
種であるプルトニウム−２３９（239Ｐｕ）やプルトニ
ウム−２４１（241Ｐｕ）の核分裂当たりの中性子発生
数が増加し反応度が大きくなる。従って、水素の組成比
が減少すると反応度が増加する。
【００１０】図２は（従来技術１）において炉中心に配
置したターゲット集合体を構成するアクチニド水素化物
の水素の密度と反応度の関係を示した図である。横軸の
水素の密度は定格運転時の値を１００％とした相対値で
あり、縦軸の反応度は定格時を基準とした変化分であ
る。水素の組成比が０.２％ 減少すると、約２φの反応
度増加がもたらされる。実際には炉心の温度が上昇して
燃料の温度が増加すると原子炉固有の負のドップラー反
応度効果により出力の上昇は抑制される。
置したターゲット集合体を構成するアクチニド水素化物
の水素の密度と反応度の関係を示した図である。横軸の
水素の密度は定格運転時の値を１００％とした相対値で
あり、縦軸の反応度は定格時を基準とした変化分であ
る。水素の組成比が０.２％ 減少すると、約２φの反応
度増加がもたらされる。実際には炉心の温度が上昇して
燃料の温度が増加すると原子炉固有の負のドップラー反
応度効果により出力の上昇は抑制される。
【００１１】他方、トリガー燃料において、５００℃の
温度条件下で１年間に約１％の水素が被覆管を透過し冷
却材（軽水）中に流出すること及び温度上昇と共にその
透過量が増大することが、エム・シマンド著，ニューク
リアー・エンジニアリング・アンド・デザイン，６４巻
（１９８１年）の第４０３頁から４２２頁（M. T. SIMN
AD，Nuclear and Design ６４(１９８１）ｐ４０３−４
２２）に示されている。（従来技術１）において水素が
冷却材中に流出するとターゲット燃料の中性子減速能が
減少しＭＡの消滅効率が低下する。
温度条件下で１年間に約１％の水素が被覆管を透過し冷
却材（軽水）中に流出すること及び温度上昇と共にその
透過量が増大することが、エム・シマンド著，ニューク
リアー・エンジニアリング・アンド・デザイン，６４巻
（１９８１年）の第４０３頁から４２２頁（M. T. SIMN
AD，Nuclear and Design ６４(１９８１）ｐ４０３−４
２２）に示されている。（従来技術１）において水素が
冷却材中に流出するとターゲット燃料の中性子減速能が
減少しＭＡの消滅効率が低下する。
【００１２】本発明の目的は、アクチニド水素化物を用
いる高速炉において、事故時の水素の乖離を抑止し、通
常運転時の被覆管からの水素の透過・流出を抑止するこ
とにより、安全裕度を保ちつつ効率よくＭＡを消滅する
技術を提供することである。
いる高速炉において、事故時の水素の乖離を抑止し、通
常運転時の被覆管からの水素の透過・流出を抑止するこ
とにより、安全裕度を保ちつつ効率よくＭＡを消滅する
技術を提供することである。
【００１３】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するた
め、 １．本発明では、アクチニドを含む水素化物燃料を充填
した水素化物燃料棒の束、それを取り囲むラッパ管、お
よびそれらの間の冷却材流路から構成される水素化物燃
料集合体と、核分裂性物質を装荷した炉心燃料集合体よ
り構成される炉心領域、および該水素化物燃料集合体と
炉心燃料領域を取り囲むブランケット燃料領域から構成
される高速炉の炉心において、該水素化物燃料集合体の
流量に対する出力の比を、該炉心燃料集合体の流量に対
する出力の比よりも小さく設定する。
め、 １．本発明では、アクチニドを含む水素化物燃料を充填
した水素化物燃料棒の束、それを取り囲むラッパ管、お
よびそれらの間の冷却材流路から構成される水素化物燃
料集合体と、核分裂性物質を装荷した炉心燃料集合体よ
り構成される炉心領域、および該水素化物燃料集合体と
炉心燃料領域を取り囲むブランケット燃料領域から構成
される高速炉の炉心において、該水素化物燃料集合体の
流量に対する出力の比を、該炉心燃料集合体の流量に対
する出力の比よりも小さく設定する。
【００１４】これによって、定格運転時及び事故時に水
素化物燃料棒の除熱に必要な流量が確保され、水素化物
燃料棒の温度上昇が抑制される。その結果、事故時の水
素の乖離が抑えられ、反応度上昇が防止でき安全裕度が
保たれる。また、定格運転時の被覆管からの水素の透過
・流出が抑えられ、水素の減速効果を用いたマイナーア
クチニドの高い消滅効率が保たれる。
素化物燃料棒の除熱に必要な流量が確保され、水素化物
燃料棒の温度上昇が抑制される。その結果、事故時の水
素の乖離が抑えられ、反応度上昇が防止でき安全裕度が
保たれる。また、定格運転時の被覆管からの水素の透過
・流出が抑えられ、水素の減速効果を用いたマイナーア
クチニドの高い消滅効率が保たれる。
【００１５】２．１に記載の水素化物燃料集合体を、ネ
プチニウム，アメリシウム，キュウリウム等のマイナー
アクチニドとウラン，ジルコニウムを含む水素化物燃料
を充填した水素化物燃料棒で構成する。
プチニウム，アメリシウム，キュウリウム等のマイナー
アクチニドとウラン，ジルコニウムを含む水素化物燃料
を充填した水素化物燃料棒で構成する。
【００１６】
【発明の実施の形態】以下、本発明の実施形態を図面を
参照しつつ説明する。
参照しつつ説明する。
【００１７】本発明の実施形態を図１，図３〜図７によ
り説明する。
り説明する。
【００１８】本実施形態による水素化物燃料を備えた水
素化物燃料集合体を装荷した高速炉の炉心の構造を表す
横断面図を図１に示す。
素化物燃料集合体を装荷した高速炉の炉心の構造を表す
横断面図を図１に示す。
【００１９】図１において、炉心１は、電気出力１００
万ｋＷ級の高速炉に適用されるものであり、中心部側に
配置された複数の炉心燃料集合体２と、これら炉心燃料
集合体２を取り囲み、劣化ウラン（Ｕ−２３８）を主成
分とする複数の径方向ブランケット燃料集合体３と、こ
れら径方向ブランケット燃料集合体３の更に外側を取り
囲む中性子反射体４と、主炉停止系制御棒５及び後備炉
停止系制御棒６と、以上すべてを内包するように外周側
に設けられる炉心槽８とを備えており、連続運転期間は
１年でかつ毎年３分の１の炉心燃料集合体２及びブラン
ケット燃料集合体３を交換する３バッチ取替炉心となっ
ている。
万ｋＷ級の高速炉に適用されるものであり、中心部側に
配置された複数の炉心燃料集合体２と、これら炉心燃料
集合体２を取り囲み、劣化ウラン（Ｕ−２３８）を主成
分とする複数の径方向ブランケット燃料集合体３と、こ
れら径方向ブランケット燃料集合体３の更に外側を取り
囲む中性子反射体４と、主炉停止系制御棒５及び後備炉
停止系制御棒６と、以上すべてを内包するように外周側
に設けられる炉心槽８とを備えており、連続運転期間は
１年でかつ毎年３分の１の炉心燃料集合体２及びブラン
ケット燃料集合体３を交換する３バッチ取替炉心となっ
ている。
【００２０】炉心燃料集合体２は、例えばピッチ約１６
センチで炉心１に装荷されており、核分裂性物質として
プルトニウムを備えた多数の内側炉心燃料集合体２ａ
と、これら内側炉心燃料集合体２ａより外側に配置さ
れ、内側炉心燃料集合体２ａよりやや富化度が高いプル
トニウムを備えた多数の外側炉心燃料集合体２ｂと、こ
れら内側炉心燃料集合体２ａ及び外側燃料集合体２ｂの
中に、分散装荷（非均質装荷）された３６体の水素化物
燃料集合体２ｃとから構成されている。
センチで炉心１に装荷されており、核分裂性物質として
プルトニウムを備えた多数の内側炉心燃料集合体２ａ
と、これら内側炉心燃料集合体２ａより外側に配置さ
れ、内側炉心燃料集合体２ａよりやや富化度が高いプル
トニウムを備えた多数の外側炉心燃料集合体２ｂと、こ
れら内側炉心燃料集合体２ａ及び外側燃料集合体２ｂの
中に、分散装荷（非均質装荷）された３６体の水素化物
燃料集合体２ｃとから構成されている。
【００２１】水素化物燃料集合体２ｃの構造を表す側面
図を図３に、図３中III−III断面による横断面図を図４
に示す。
図を図３に、図３中III−III断面による横断面図を図４
に示す。
【００２２】これら図３及び図４において、水素化物燃
料集合体２ｃは、六角格子状に配列されマイナーアクチ
ニド，ウラン，ジルコニウム、及び水素を含有する（詳
細は後述）２７１本の水素化物燃料棒１０と、これら複
数の水素化物燃料棒１０の束を取り囲むステンレス製の
ラッパ管１１と、水素化物燃料棒１０の上方及び下方に
それぞれ設けられ、中性子を散乱する物質を備えた上部
遮蔽体１２及び下部遮蔽体１３と、上部遮蔽体１２のさ
らに上方にある冷却材流出部１４と、下部遮蔽体１３の
さらに下方にありオリフィスを設置した冷却材流入部１
５と、隣接する集合体との間隔を保持するためにラッパ
管１１の側面に設けた上部スペーサパッド１０１，中間
スペーサパッド１０２、及び下部スペーサパッド１０３
とから構成されている。
料集合体２ｃは、六角格子状に配列されマイナーアクチ
ニド，ウラン，ジルコニウム、及び水素を含有する（詳
細は後述）２７１本の水素化物燃料棒１０と、これら複
数の水素化物燃料棒１０の束を取り囲むステンレス製の
ラッパ管１１と、水素化物燃料棒１０の上方及び下方に
それぞれ設けられ、中性子を散乱する物質を備えた上部
遮蔽体１２及び下部遮蔽体１３と、上部遮蔽体１２のさ
らに上方にある冷却材流出部１４と、下部遮蔽体１３の
さらに下方にありオリフィスを設置した冷却材流入部１
５と、隣接する集合体との間隔を保持するためにラッパ
管１１の側面に設けた上部スペーサパッド１０１，中間
スペーサパッド１０２、及び下部スペーサパッド１０３
とから構成されている。
【００２３】このとき、水素化物燃料棒１０とラッパ管
１１との間には冷却材ナトリウムの流路１７が形成され
ており、この結果、図４に示す水平断面において、水素
化物，構造材（ステンレス），ナトリウムが占める割合
はそれぞれ約４２％，約２２％，約３６％となってい
る。なお、この水素化物燃料集合体２ｃの取り替え周期
は、他の炉心燃料集合体２ａ，２ｂよりも短い２サイク
ルとなっている。
１１との間には冷却材ナトリウムの流路１７が形成され
ており、この結果、図４に示す水平断面において、水素
化物，構造材（ステンレス），ナトリウムが占める割合
はそれぞれ約４２％，約２２％，約３６％となってい
る。なお、この水素化物燃料集合体２ｃの取り替え周期
は、他の炉心燃料集合体２ａ，２ｂよりも短い２サイク
ルとなっている。
【００２４】一般に高速炉においては集合体の発熱量に
応じて冷却材の流量を設定するため上記冷却材流入部１
５の圧力損失が適切に設定されている。本実施形態にお
いては、更に水素化物燃料集合体２ｃの流量に対する出
力（発熱量）の比率を内側炉心燃料集合体２ａ及び外側
炉心燃料集合体２ｂにおける流量に対する出力の比率よ
りも小さく設定する。
応じて冷却材の流量を設定するため上記冷却材流入部１
５の圧力損失が適切に設定されている。本実施形態にお
いては、更に水素化物燃料集合体２ｃの流量に対する出
力（発熱量）の比率を内側炉心燃料集合体２ａ及び外側
炉心燃料集合体２ｂにおける流量に対する出力の比率よ
りも小さく設定する。
【００２５】水素化物燃料棒１０の詳細構造を表す縦断
面図を図５に示す。この図５において、水素化物燃料棒
１０は、例えば外径８.５mmでかつ長さが約２.７ｍであ
り、上下端部に上部端栓１１１と下部端栓１１２がある
被覆管１６と、この被覆管１６のほぼ軸方向中央部に封
入され、ネプチニウム，アメリシウム，キュウリウム等
のうち少なくとも１つを含むマイナーアクチニド，ウラ
ン，ジルコニウム、及び水素を含有する棒状の水素化物
（Ｕ−ＭＡ−Ｚｒ−Ｈ）からなる燃料物質としての燃料
ペレット１８と、この燃料ペレット１８の上方及び下方
の所定の長さにそれぞれ配置され、滅損ウラン酸化物ペ
レットからなる軸方向ブランケット１９，２０と、上部
側の軸方向ブランケット１９の上方に押えばね２１を介
して設けられ、核分裂反応で生成した気体を収納するた
めのガスプレナム２２とを備えており、その軸方向の長
さは炉心燃料集合体２ｃとほぼ同じで例えば１００セン
チとなっている。なお、特に図示しないが、この燃料ペ
レット１８と被覆管１６との間には、ボンド材として金
属ナトリウムが充填されている。
面図を図５に示す。この図５において、水素化物燃料棒
１０は、例えば外径８.５mmでかつ長さが約２.７ｍであ
り、上下端部に上部端栓１１１と下部端栓１１２がある
被覆管１６と、この被覆管１６のほぼ軸方向中央部に封
入され、ネプチニウム，アメリシウム，キュウリウム等
のうち少なくとも１つを含むマイナーアクチニド，ウラ
ン，ジルコニウム、及び水素を含有する棒状の水素化物
（Ｕ−ＭＡ−Ｚｒ−Ｈ）からなる燃料物質としての燃料
ペレット１８と、この燃料ペレット１８の上方及び下方
の所定の長さにそれぞれ配置され、滅損ウラン酸化物ペ
レットからなる軸方向ブランケット１９，２０と、上部
側の軸方向ブランケット１９の上方に押えばね２１を介
して設けられ、核分裂反応で生成した気体を収納するた
めのガスプレナム２２とを備えており、その軸方向の長
さは炉心燃料集合体２ｃとほぼ同じで例えば１００セン
チとなっている。なお、特に図示しないが、この燃料ペ
レット１８と被覆管１６との間には、ボンド材として金
属ナトリウムが充填されている。
【００２６】燃料ペレット１８の水素化物Ｕ−ＭＡ−Ｚ
ｒ−Ｈは、アルゴンガス雰囲気内において、ウラン，マ
イナーアクチニド，ジルコニウムの金属片をアーク溶融
させた後に、高温・高圧の状態で水素を吸着させること
により製作する。各金属片の重量割合や温度，圧力等の
条件の違いに応じて、ウラン：マイナーアクチニド：ジ
ルコニウム：水素の原子数比（以下単にＵ：ＭＡ：Ｚ
ｒ：Ｈで表す）を変えることは可能であるが、本実施形
態では、この水素化物に関する公知技術（ティー・ヤマ
モト、エッチ・スワリノ，エッチ・カヤノ，エム・ヤマ
ワキ，ジャーナル・オブ・ニュークリヤー・サイエンス
・アンド・テクノロジー，第３２巻，第２６０頁から２
６２頁（Journal of Nuclear Science and Technology,
３２ ［３］，ｐｐ.２６０〜２６２，March １９９
５)に開示された実績に基づき、水素の含有量が最も多
い、Ｕ：ＭＡ：Ｚｒ：Ｈ＝１：４：１０：２７，密度
７.２ｇ／ccの水素化物を用いている。なおこの結果、
燃料ペレット１８の水素化物燃料の水素の原子数密度は
５.４４×１０22(個／cc）となり、常温の水に含まれる
水素の原子数密度の約１.６倍となっている。
ｒ−Ｈは、アルゴンガス雰囲気内において、ウラン，マ
イナーアクチニド，ジルコニウムの金属片をアーク溶融
させた後に、高温・高圧の状態で水素を吸着させること
により製作する。各金属片の重量割合や温度，圧力等の
条件の違いに応じて、ウラン：マイナーアクチニド：ジ
ルコニウム：水素の原子数比（以下単にＵ：ＭＡ：Ｚ
ｒ：Ｈで表す）を変えることは可能であるが、本実施形
態では、この水素化物に関する公知技術（ティー・ヤマ
モト、エッチ・スワリノ，エッチ・カヤノ，エム・ヤマ
ワキ，ジャーナル・オブ・ニュークリヤー・サイエンス
・アンド・テクノロジー，第３２巻，第２６０頁から２
６２頁（Journal of Nuclear Science and Technology,
３２ ［３］，ｐｐ.２６０〜２６２，March １９９
５)に開示された実績に基づき、水素の含有量が最も多
い、Ｕ：ＭＡ：Ｚｒ：Ｈ＝１：４：１０：２７，密度
７.２ｇ／ccの水素化物を用いている。なおこの結果、
燃料ペレット１８の水素化物燃料の水素の原子数密度は
５.４４×１０22(個／cc）となり、常温の水に含まれる
水素の原子数密度の約１.６倍となっている。
【００２７】以上のように構成した本実施形態の作用を
以下順次説明する。
以下順次説明する。
【００２８】（１）炉心の安全裕度の確保 水素化物燃料集合体２ｃの流量に対する出力の比を、内
側炉心燃料集合体２ａ，２ｂの流量に対する出力の比よ
りも小さく設定したことによって、事故時に水素化物燃
料棒の除熱に必要な流量が確保され、温度上昇が抑制さ
れるので、前述した事故時の水素化物からの水素の乖
離，ガスプレナムへの移行が抑えられる。従って、事故
時の水素乖離に起因する反応度上昇が防止でき安全裕度
が保たれる。
側炉心燃料集合体２ａ，２ｂの流量に対する出力の比よ
りも小さく設定したことによって、事故時に水素化物燃
料棒の除熱に必要な流量が確保され、温度上昇が抑制さ
れるので、前述した事故時の水素化物からの水素の乖
離，ガスプレナムへの移行が抑えられる。従って、事故
時の水素乖離に起因する反応度上昇が防止でき安全裕度
が保たれる。
【００２９】（２）マイナーアクチニドの高い消滅効率
の維持 図６は、代表的なマイナーアクチニドであるネプチニウ
ム−２３７(237Ｎｐ)の中性子捕獲断面積のエネルギー
依存性を、ウラン−２３８(238Ｕ）と比較して示したも
のである。横軸には中性子のもつエネルギー（ｅＶ）を
とって表している。図６（ａ）の曲線がネプチニウムの
捕獲断面積特性を示し、図６（ｂ）における曲線がウラ
ン−２３８の捕獲断面積特性を示している。これらを比
較してわかるように、１０0ｅＶ 以下の低エネルギー領
域においては、237Ｎｐ の中性子捕獲断面積はウラン−
２３８よりも２桁(×１０2）ほど大きくなっている。す
なわち、マイナーアクチニドは比較的低エネルギー領域
のほうが高エネルギー領域よりも中性子捕獲断面積が大
きい。
の維持 図６は、代表的なマイナーアクチニドであるネプチニウ
ム−２３７(237Ｎｐ)の中性子捕獲断面積のエネルギー
依存性を、ウラン−２３８(238Ｕ）と比較して示したも
のである。横軸には中性子のもつエネルギー（ｅＶ）を
とって表している。図６（ａ）の曲線がネプチニウムの
捕獲断面積特性を示し、図６（ｂ）における曲線がウラ
ン−２３８の捕獲断面積特性を示している。これらを比
較してわかるように、１０0ｅＶ 以下の低エネルギー領
域においては、237Ｎｐ の中性子捕獲断面積はウラン−
２３８よりも２桁(×１０2）ほど大きくなっている。す
なわち、マイナーアクチニドは比較的低エネルギー領域
のほうが高エネルギー領域よりも中性子捕獲断面積が大
きい。
【００３０】そこで、本実施形態においては、水素化物
燃料集合体２ｃの水素化物燃料棒１０の水素で炉心燃料
集合体２ａ，２ｂからの高速中性子を減速することによ
り、マイナーアクチニドが中性子と核反応（特に、吸収
反応）を起こす確率が大きくなって中性子の捕獲を促進
することができ、さらに径方向ブランケット燃料集合体
３よりも中性子束レベルが高い炉心１中心部側の水素化
物燃料集合体２ｃにマイナーアクチニドを配置すること
により、消滅率を高くすることができる。
燃料集合体２ｃの水素化物燃料棒１０の水素で炉心燃料
集合体２ａ，２ｂからの高速中性子を減速することによ
り、マイナーアクチニドが中性子と核反応（特に、吸収
反応）を起こす確率が大きくなって中性子の捕獲を促進
することができ、さらに径方向ブランケット燃料集合体
３よりも中性子束レベルが高い炉心１中心部側の水素化
物燃料集合体２ｃにマイナーアクチニドを配置すること
により、消滅率を高くすることができる。
【００３１】本実施形態においては、水素化物燃料集合
体２ｃの流量に対する出力の比を、炉心燃料集合体の流
量に対する出力の比よりも小さく設定している。これに
よって、定格運転時に水素化物燃料棒の除熱に必要な流
量が確保され、温度上昇が抑制されるので、前述した被
覆管からの水素の透過・流出が抑えられる。従って、運
転期間を通じて水素化物による中性子減速効果を保持で
き、マイナーアクチニドの高い消滅効率を保つことがで
きる。
体２ｃの流量に対する出力の比を、炉心燃料集合体の流
量に対する出力の比よりも小さく設定している。これに
よって、定格運転時に水素化物燃料棒の除熱に必要な流
量が確保され、温度上昇が抑制されるので、前述した被
覆管からの水素の透過・流出が抑えられる。従って、運
転期間を通じて水素化物による中性子減速効果を保持で
き、マイナーアクチニドの高い消滅効率を保つことがで
きる。
【００３２】本実施例における水素化物燃料棒１０にお
けるウラン，ジルコニウム，マイナーアクチニドに対す
る水素原子数の割合がマイナーアクチニド消滅に与える
影響の検討結果を図７に示す。これは、図１に示した炉
心の中心位置に配置した水素化物燃料集合体の水素化物
燃料棒１０における水素原子数の割合を変化させたとき
の燃料集合体１体あたりのマイナーアクチニドの消滅量
（kg／年）及び消滅率（％／年）を解析した結果であ
る。
けるウラン，ジルコニウム，マイナーアクチニドに対す
る水素原子数の割合がマイナーアクチニド消滅に与える
影響の検討結果を図７に示す。これは、図１に示した炉
心の中心位置に配置した水素化物燃料集合体の水素化物
燃料棒１０における水素原子数の割合を変化させたとき
の燃料集合体１体あたりのマイナーアクチニドの消滅量
（kg／年）及び消滅率（％／年）を解析した結果であ
る。
【００３３】横軸は水素原子数密度をとり、図７は本実
施形態の水素化物燃料棒１０におけるＵ：ＭＡ：Ｚｒ：
Ｈ＝１：４：１０：２７のときの水素原子数を１００％
としたときの相対値で表しており、０％は水素が含まれ
ずウラン，マイナーアクチニド、及びジルコニウムの化
合物（Ｕ−ＭＡ−Ｚｒ）の場合に相当している。また縦
軸のマイナーアクチニドの消滅率及び消滅量は、いずれ
も水素化物燃料集合体２ｃが炉内に３サイクル（３年）
滞在したと仮想し、その取り出し時点の値を滞在年数３
年で割った１年当たりの値としており、さらに消滅量に
ついてはＭＡを最初に１０５０kg装荷した場合における
量で表している。
施形態の水素化物燃料棒１０におけるＵ：ＭＡ：Ｚｒ：
Ｈ＝１：４：１０：２７のときの水素原子数を１００％
としたときの相対値で表しており、０％は水素が含まれ
ずウラン，マイナーアクチニド、及びジルコニウムの化
合物（Ｕ−ＭＡ−Ｚｒ）の場合に相当している。また縦
軸のマイナーアクチニドの消滅率及び消滅量は、いずれ
も水素化物燃料集合体２ｃが炉内に３サイクル（３年）
滞在したと仮想し、その取り出し時点の値を滞在年数３
年で割った１年当たりの値としており、さらに消滅量に
ついてはＭＡを最初に１０５０kg装荷した場合における
量で表している。
【００３４】なお、通常の取扱いでは、マイナーアクチ
ニドのうち、Ｃｍの同位体(242Ｃｍ，243Ｃｍ，244Ｃ
ｍ，245Ｃｍ ）については他のマイナーアクチニド核種
と比べて、半減期が概して短く（ 242Ｃｍ：１６３日，
243Ｃｍ：３２年，244Ｃｍ：１７.６年，245Ｃｍ：９３
００年）いずれもα崩壊によりプルトニウムに自然崩壊
すること、及び半減期が長い 245Ｃｍは核分裂性核種で
あることから、使用済燃料からマイナーアクチニドを取
り出す際に分離し炉外保管するものとしている。
ニドのうち、Ｃｍの同位体(242Ｃｍ，243Ｃｍ，244Ｃ
ｍ，245Ｃｍ ）については他のマイナーアクチニド核種
と比べて、半減期が概して短く（ 242Ｃｍ：１６３日，
243Ｃｍ：３２年，244Ｃｍ：１７.６年，245Ｃｍ：９３
００年）いずれもα崩壊によりプルトニウムに自然崩壊
すること、及び半減期が長い 245Ｃｍは核分裂性核種で
あることから、使用済燃料からマイナーアクチニドを取
り出す際に分離し炉外保管するものとしている。
【００３５】図７において、曲線アがマイナーアクチニ
ドの消滅量を示し、曲線イがマイナーアクチニドの消滅
率を示している。図示のように、曲線ア，イともに右上
がりの特性となっている。つまり、曲線イのように水素
の原子数密度が大きいほど消滅率が大きくなり、右端の
原子数密度＝１００％において消滅率が約２４％となっ
ている。その結果、マイナーアクチニドの消滅量も水素
の原子数密度が大きいほど大きくなり、消滅量が大きく
なっている。
ドの消滅量を示し、曲線イがマイナーアクチニドの消滅
率を示している。図示のように、曲線ア，イともに右上
がりの特性となっている。つまり、曲線イのように水素
の原子数密度が大きいほど消滅率が大きくなり、右端の
原子数密度＝１００％において消滅率が約２４％となっ
ている。その結果、マイナーアクチニドの消滅量も水素
の原子数密度が大きいほど大きくなり、消滅量が大きく
なっている。
【００３６】炉心１に装荷した３６体の水素化物燃料集
合体２ｃにマイナーアクチニド（ＮｐとＡｍ）を１０５
０kg装荷した場合には、水素化物燃料集合体２ｃを２サ
イクルで取り出すとすると、その約２４％に相当する約
２５０kgを毎年消滅させることができる（但し、核分裂
によって消滅したものはその約２９％に相当する約７０
kg）。このとき一方、炉心燃料集合体２及び径方向ブラ
ンケット集合体３で毎年約２７kg生成されるため、差し
引けば毎年正味２２３kg消滅できることになる。これ
は、同出力規模の軽水炉約１０基で毎年生成されるマイ
ナーアクチニドの量に相当する。
合体２ｃにマイナーアクチニド（ＮｐとＡｍ）を１０５
０kg装荷した場合には、水素化物燃料集合体２ｃを２サ
イクルで取り出すとすると、その約２４％に相当する約
２５０kgを毎年消滅させることができる（但し、核分裂
によって消滅したものはその約２９％に相当する約７０
kg）。このとき一方、炉心燃料集合体２及び径方向ブラ
ンケット集合体３で毎年約２７kg生成されるため、差し
引けば毎年正味２２３kg消滅できることになる。これ
は、同出力規模の軽水炉約１０基で毎年生成されるマイ
ナーアクチニドの量に相当する。
【００３７】
【発明の効果】本発明によれば、水素化物燃料集合体の
流量に対する出力の比率を炉心燃料集合体の流量に対す
る出力の比率よりも小さくすることにより事故時の水素
の乖離及び定格運転時における水素の被覆管の透過・流
出が抑制できるので、安全性の裕度を保ちつつ、マイナ
ーアクチニドを効率よく消滅することができる。
流量に対する出力の比率を炉心燃料集合体の流量に対す
る出力の比率よりも小さくすることにより事故時の水素
の乖離及び定格運転時における水素の被覆管の透過・流
出が抑制できるので、安全性の裕度を保ちつつ、マイナ
ーアクチニドを効率よく消滅することができる。
【図１】本発明の第１の実施形態による水素化物燃料集
合体を装荷した高速炉の炉心の構造を表す横断面図であ
る。
合体を装荷した高速炉の炉心の構造を表す横断面図であ
る。
【図２】水素化物燃料の水素原子数の割合と反応度の関
係を表す特性図である。
係を表す特性図である。
【図３】水素化物燃料集合体の構造を表す側面図であ
る。
る。
【図４】図３中III−III断面による横断面図である。
【図５】水素化物燃料棒の詳細構造を表す縦断面図であ
る。
る。
【図６】（ａ）及び（ｂ）はネプチニウム−２３７の中
性子捕獲断面積のエネルギー依存性を、ウラン−２３８
と比較して示した特性図である。
性子捕獲断面積のエネルギー依存性を、ウラン−２３８
と比較して示した特性図である。
【図７】水素化物燃料棒における水素原子数の割合を変
化させたときのマイナーアクチニドの消滅量及び消滅率
の解析結果を示す特性図である。
化させたときのマイナーアクチニドの消滅量及び消滅率
の解析結果を示す特性図である。
１…炉心、２…炉心燃料集合体、２ａ…内側炉心燃料集
合体、２ｂ…外側炉心燃料集合体、２ｃ…水素化物燃料
集合体（一部の炉心燃料集合体）、３…ブランケット燃
料集合体、１０…水素化物燃料棒（第１の燃料棒，燃料
要素）、１１…ラッパ管、１６…被覆管、１８…燃料ペ
レット（燃料物質）。
合体、２ｂ…外側炉心燃料集合体、２ｃ…水素化物燃料
集合体（一部の炉心燃料集合体）、３…ブランケット燃
料集合体、１０…水素化物燃料棒（第１の燃料棒，燃料
要素）、１１…ラッパ管、１６…被覆管、１８…燃料ペ
レット（燃料物質）。
Claims (2)
- 【請求項１】アクチニドを含む水素化物燃料を充填した
水素化物燃料棒の束、それを取り囲むラッパ管、および
それらの間の冷却材流路から構成される水素化物燃料集
合体と、核分裂性物質を装荷した炉心燃料集合体より構
成される炉心領域、および該水素化物燃料集合体と炉心
燃料領域を取り囲むブランケット燃料領域から構成され
る高速炉の炉心において、該水素化物燃料集合体の流量
に対する出力の比を、該炉心燃料集合体の流量に対する
出力の比よりも小さく設定したことを特徴とする高速炉
の炉心。 - 【請求項２】請求項１に記載の高速炉の炉心において、
該水素化物燃料集合体を構成する水素化物燃料棒に充填
する水素化物燃料がネプチニウム，アメリシウム，キュ
ウリウム等のマイナーアクチニドとウラン，ジルコニウ
ムを含むことを特徴とする高速炉の炉心。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10335289A JP2000162355A (ja) | 1998-11-26 | 1998-11-26 | 高速炉の炉心 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10335289A JP2000162355A (ja) | 1998-11-26 | 1998-11-26 | 高速炉の炉心 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2000162355A true JP2000162355A (ja) | 2000-06-16 |
Family
ID=18286866
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP10335289A Pending JP2000162355A (ja) | 1998-11-26 | 1998-11-26 | 高速炉の炉心 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2000162355A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013509584A (ja) * | 2009-11-02 | 2013-03-14 | シーレイト リミテッド ライアビリティー カンパニー | 定在波核分裂炉および方法 |
| JP2015141086A (ja) * | 2014-01-28 | 2015-08-03 | 株式会社東芝 | 高速炉用燃料集合体および高速炉炉心 |
| JP2019215166A (ja) * | 2018-06-11 | 2019-12-19 | 株式会社東芝 | プルトニウム同位体の分離方法 |
-
1998
- 1998-11-26 JP JP10335289A patent/JP2000162355A/ja active Pending
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013509584A (ja) * | 2009-11-02 | 2013-03-14 | シーレイト リミテッド ライアビリティー カンパニー | 定在波核分裂炉および方法 |
| US9236150B2 (en) | 2009-11-02 | 2016-01-12 | Terrapower, Llc | Standing wave nuclear fission reactor and methods |
| US9401228B2 (en) | 2009-11-02 | 2016-07-26 | Terrapower, Llc | Standing wave nuclear fission reactor and methods |
| US9653187B2 (en) | 2009-11-02 | 2017-05-16 | Terrapower, Llc | Standing wave nuclear fission reactor and methods |
| US11482344B2 (en) | 2009-11-02 | 2022-10-25 | Terrapower, Llc | Standing wave nuclear fission reactor and methods |
| JP2015141086A (ja) * | 2014-01-28 | 2015-08-03 | 株式会社東芝 | 高速炉用燃料集合体および高速炉炉心 |
| JP2019215166A (ja) * | 2018-06-11 | 2019-12-19 | 株式会社東芝 | プルトニウム同位体の分離方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US20140192949A1 (en) | Nuclear reactor fuel element having silicon carbide multilayered cladding and thoria-based fissionable fuel | |
| US4663110A (en) | Fusion blanket and method for producing directly fabricable fissile fuel | |
| Youinou et al. | Plutonium multirecycling in standard PWRs loaded with evolutionary fuels | |
| KR102249126B1 (ko) | 재생된 감손 우라늄을 함유하는 핵연료, 핵연료 다발 및 그것을 포함하는 원자로 | |
| Puill et al. | Advanced plutonium fuel assembly: an advanced concept for using plutonium in pressurized water reactors | |
| JP6039524B2 (ja) | 核変換用集合体およびそれを用いた高速炉原子力発電システム | |
| JP2016085118A (ja) | 高速炉用燃料集合体及びそれを装荷する炉心 | |
| JP2013050366A (ja) | 高速炉の炉心 | |
| JP3384718B2 (ja) | 高速炉用水素化物燃料集合体及び高速炉の炉心 | |
| JP2000162355A (ja) | 高速炉の炉心 | |
| JP5749597B2 (ja) | 高速増殖炉の炉心 | |
| JP2953844B2 (ja) | 超ウラン元素の消滅処理炉心 | |
| Proust et al. | Solid breeder blanket design and tritium breeding | |
| JP5597375B2 (ja) | 高速炉、照射集合体、照射ピン及び照射ペレット | |
| Galperin et al. | A pressurized water reactor plutonium incinerator based on thorium fuel and seed-blanket assembly geometry | |
| JPH11352272A (ja) | 原子炉の炉心及びその炉心に用いられる燃料集合体並びに燃料要素 | |
| JPH05312981A (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JP2001215290A (ja) | 軽水炉炉心及び燃料集合体 | |
| JP2006064678A (ja) | 原子炉の燃料集合体配置方法、燃料棒および燃料集合体 | |
| JP2012154861A (ja) | ハイブリッド型原子炉の炉心 | |
| Hiraoka et al. | A high-breeding fast reactor with fission product gas purge/tube-in-shell metallic fuel assemblies | |
| JPH05232276A (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JP5410653B2 (ja) | 高速炉の炉心及び高速炉の燃料取り扱い方法 | |
| JP3155127B2 (ja) | 燃料集合体、及びそれで構成した高速増殖炉の炉心 | |
| JPH09274091A (ja) | 高速炉の炉心 |