JP2008216009A

JP2008216009A - Core of fast reactor, and fuel handling method of fast reactor

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Publication number: JP2008216009A
Application number: JP2007053009A
Authority: JP
Inventors: Koji Fujimura; 幸治藤村; Junichi Yamashita; 淳一山下; Tetsuo Fukazawa; 哲生深澤; Kuniyoshi Hoshino; 国義星野; Akira Sasahira; 朗笹平
Original assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2007-03-02
Filing date: 2007-03-02
Publication date: 2008-09-18
Anticipated expiration: 2027-03-02
Also published as: JP5410653B2

Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a core of a fast reactor that can suppress increase of burnup reactivity in a transition core of the fast reactor using Pu composition where the isotope ratio of Pu-241 is high, and avoid increase of the number of control rods and shortening of the operation period. SOLUTION: In the core 1, four kinds of initial loading fuel assemblies 2, 3, 4 and 5 having different MA addition ratios are distributed. The MA addition ratio of the fuel assembly 2 is 0 wt.%, that of the fuel assembly 3 is 2 wt.%, that of the fuel assembly 4 is 4 wt.%, and that of the fuel assembly 5 is 6 wt.%. The fuel exchange in the core 1 is performed after the operation in each cycle of the initial loading core as the first cycle is completed. In the fuel exchange, the fuel assemblies in the core 1 are taken as spent fuel assemblies from the core 1 in the order from the fuel assembly of lower MA addition ratio of the fuel assemblies 2 to 5 when they are loaded in the initial loading core. A replacement fuel assembly as a new fuel assembly is loaded in the core 1 instead of it. COPYRIGHT: (C)2008,JPO&INPIT

Description

本発明は、高速炉の炉心及び高速炉の燃料取り扱い方法に係り、特に、軽水炉からＦＢＲ（Fast Breeder Reactor、高速増殖炉）に移行するＦＢＲ導入時期に、軽水炉の使用済燃料を再処理して得られるＰｕを核燃料として用いる高速炉及び高速炉の燃料取り扱い方法に関する。 The present invention relates to a fast reactor core and a fuel handling method for a fast reactor, and in particular, by reprocessing spent fuel in a light water reactor at the time of introduction of FBR from a light water reactor to an FBR (Fast Breeder Reactor). The present invention relates to a fast reactor using the obtained Pu as nuclear fuel and a fuel handling method for the fast reactor.

高速増殖炉（ＦＢＲ、Fast Breeder Reactor）の燃料集合体及び炉心は、平川直弘、岩崎智彦著「原子炉物理入門」（東北大学出版会、2003年10月30日、ｐ279〜286）（非特許文献１）等に記載されている。一般的に、高速増殖炉の炉心に装荷される燃料集合体は、プルトニウム（Ｐｕ）を富化した劣化ウラン（Ｕ−２３８）を核燃料物質として用い、この核燃料物質を内部に封入した複数の燃料棒、これらの燃料棒を取り囲むラッパ管、燃料棒より上方に位置する冷却材流出部、及び燃料棒の下方に配置された中性子遮蔽体及び冷却材流入部（エントランスノズル）を有している。炉心は、上記した複数の燃料集合体を実質的に円柱状に配置することによって形成される。標準的な均質炉心は、半径方向において炉心領域及び半径方向ブランケット領域を有している。炉心領域は、Ｐｕ富化度の異なる中央領域及び周辺領域の２領域を有する。すなわち、周辺領域に装荷された燃料集合体のＰｕ富化度を、中央領域に装荷された燃料集合体のそれよりも高くしている。これによって、炉心の半径方向における出力分布を平坦化している。核燃料の形態としては、これまで、金属、窒化物、酸化物等が検討されているが、酸化物燃料が最も実績が豊富である。この場合、燃料棒は、Ｐｕと劣化ウランの各酸化物を混合した混合酸化物を含む燃料ペレット（以下、ＭＯＸ燃料ペレットという）を軸方向の中央部（８０〜１００ｃｍ程度の高さの領域）に充填している。この燃料棒内には、劣化ウランの酸化物を含むＵＯ_２燃料ペレットが上記中央部の上方及び下方に充填された軸方向ブランケット領域が設けられる。半径方向ブランケット領域は、ＭＯＸ燃料ペレットが充填された複数の燃料棒を有する燃料集合体（炉心燃料集合体という）を配置した炉心領域の周囲に配置され、上記のＵＯ_２燃料ペレットのみが充填された燃料棒を有する燃料集合体（ブランケット燃料集合体という）が装荷される。それぞれのブランケット領域では、炉心領域の核分裂反応で発生した中性子のうち、炉心領域から漏れ出た中性子がＵＯ_２燃料ペレットに含まれるＵ−２３８に吸収され、核分裂核種であるＰｕ−２３９が生成される。ブランケット領域は、炉心全体におけるＰｕの増殖（増殖比＞１．０）に貢献する。 Fast Breeder Reactor (FBR) fuel assemblies and cores are “Introduction to Reactor Physics” by Naohiro Hirakawa and Tomohiko Iwasaki (Tohoku University Press, October 30, 2003, p279-286) (non-patented) Document 1) and the like. Generally, a fuel assembly loaded in the core of a fast breeder reactor uses a plurality of fuels in which deteriorated uranium (U-238) enriched with plutonium (Pu) is used as a nuclear fuel material, and the nuclear fuel material is enclosed inside. There are rods, a wrapper tube surrounding these fuel rods, a coolant outlet located above the fuel rods, and a neutron shield and coolant inlet (entrance nozzle) located below the fuel rods. The core is formed by arranging the plurality of fuel assemblies described above in a substantially cylindrical shape. A standard homogeneous core has a core region and a radial blanket region in the radial direction. The core region has two regions, a central region and a peripheral region with different Pu enrichments. That is, the Pu enrichment of the fuel assembly loaded in the peripheral region is made higher than that of the fuel assembly loaded in the central region. As a result, the power distribution in the radial direction of the core is flattened. As the form of nuclear fuel, metals, nitrides, oxides, and the like have been studied so far, but oxide fuels have the most extensive results. In this case, the fuel rod has a fuel pellet (hereinafter referred to as “MOX fuel pellet”) containing a mixed oxide obtained by mixing each oxide of Pu and depleted uranium in the axial center (a region having a height of about 80 to 100 cm). Is filled. In this fuel rod, there is provided an axial blanket region in which UO ₂ fuel pellets containing oxides of depleted uranium are filled above and below the central portion. The radial blanket region is disposed around the core region in which a fuel assembly having a plurality of fuel rods filled with MOX fuel pellets (referred to as a core fuel assembly) is disposed, and is filled only with the above UO ₂ fuel pellets. A fuel assembly having a fuel rod (referred to as a blanket fuel assembly) is loaded. In each blanket region, among the neutrons generated by the nuclear fission reaction in the core region, neutrons leaking from the core region are absorbed by U-238 contained in the UO ₂ fuel pellet, and Pu-239 which is a fission nuclide is generated. The The blanket region contributes to Pu growth (growth ratio> 1.0) throughout the core.

ＦＢＲの起動時、その停止時及び出力変更時には制御棒が用いられる。制御棒は、炭化ホウ素（Ｂ_４Ｃ）ペレットを封入した複数の中性子吸収棒を束ね、これを炉心燃料集合体と同様に正六角形のラッパ管に収納して構成される。制御棒は、主炉停止系と後備炉停止系の独立２系統構成となっており、いずれか１方のみで緊急停止が可能である。燃焼に伴う反応度変化に対する燃焼補償は、非特許文献１の２８５頁、表６．９に示されているように、我が国の原型炉「もんじゅ」の場合、２．５〜２．６%kΔk/k程度で、運転余裕分を含めても３%Δk/k以下となっている。 Control rods are used when the FBR is started, when it is stopped, and when the output is changed. The control rod is configured by bundling a plurality of neutron absorption rods filled with boron carbide (B ₄ C) pellets and storing them in a regular hexagonal trumpet tube in the same manner as the core fuel assembly. The control rod has an independent two-system configuration of a main furnace stop system and a post-furnace stop system, and an emergency stop is possible with only one of them. As shown in Non-Patent Document 1, page 285, Table 6.9, combustion compensation for the reactivity change due to combustion is 2.5 to 2.6% kΔk in the case of Japan's prototype reactor “Monju”. It is about 3% Δk / k, including the operating margin.

一方、非特許文献２には、実用時期の大型ＦＢＲ（１５０万ｋＷｅ）において、ＦＢＲの平衡時期に想定されるＦＢＲ多重リサイクル取出しのＰｕ燃料組成、及び軽水炉における中燃焼度及び高燃焼度の各使用済み燃料から取出されるＰｕ組成を想定した場合の、主要核特性が評価・比較検討されている。基準のＦＢＲでの多重リサイクルにおける取出組成（ＦＢＲから取り出された使用済燃料の組成）でＦＰ（核分裂生成物）が存在しない燃料組成を用いる場合には燃焼反応度が２．６４%Δk/kであるのに対して、軽水炉の取出組成（軽水炉から取り出された使用済燃料の組成）を用いる場合ではいずれのケースでも燃焼反応度が増大している。これは、ＦＢＲの多重リサイクルにおける使用済燃料では全Ｐｕ中のＰｕ−２４１の同位体元素の割合が４．３ｗｔ％であるのに対して、軽水炉の使用済燃料ではその割合が約１０ｗｔ％以上と多く、逆に、Ｐｕ−２４１の親核種のＰｕ−２４０は、高速炉の多重リサイクルでの使用済燃料では３２．1ｗｔ％であるのに対して、軽水炉の使用済燃料ではいずれのケースも３０ｗｔ％より低いためと考えられる。 On the other hand, in Non-Patent Document 2, in a large FBR (1.5 million kWe) in practical use, each of the Pu fuel composition of FBR multiple recycling taken out at the equilibrium time of FBR, medium burnup and high burnup in a light water reactor The main nuclear characteristics are evaluated and compared when assuming the Pu composition extracted from spent fuel. Combustion reactivity is 2.64% Δk / k when using a fuel composition that does not contain FP (fission products) in the extraction composition (composition of spent fuel extracted from the FBR) in multiple recycling with the standard FBR. On the other hand, in the case of using the removal composition of the light water reactor (composition of the spent fuel taken out of the light water reactor), the combustion reactivity is increased in any case. This is because the proportion of the Pu-241 isotope element in the total Pu in the multiple fuel recycling of FBR is 4.3 wt%, whereas the proportion of the spent fuel in the light water reactor is about 10 wt% or more. On the contrary, Pu-240, the parent nuclide of Pu-241, is 32.1 wt% in the spent fuel in the fast recycling of the fast reactor, whereas in any case in the spent fuel of the light water reactor This is considered to be because it is lower than 30 wt%.

尚、特許文献１は、原子番号が９３以上でＰｕを除くマイナーアクチニド（ＭＡ）を天然ウラン、劣化ウランもしくは回収ウラン等のＵ−２３８を主成分とする母材に添加した核燃料物質を含むＴＲＵ燃料集合体を、Ｐｕを含む炉心領域に非均質に装荷して、ＭＡを消滅させる超ウラン元素の消滅処理炉心を記述している。 Patent Document 1 discloses a TRU containing a nuclear fuel material in which a minor actinide (MA) having an atomic number of 93 or more and excluding Pu is added to a base material mainly composed of U-238 such as natural uranium, deteriorated uranium or recovered uranium. A super-uranium annihilation treatment core is described in which a fuel assembly is loaded non-homogeneously into a core region containing Pu to extinguish MA.

特許２９５３８４４号公報Japanese Patent No. 2953844 平川直弘、岩崎智彦著、原子炉物理入門：東北大学出版会（２００３年１０月３０日）Naohiro Hirakawa, Tomohiko Iwasaki, Introduction to Reactor Physics: Tohoku University Press (October 30, 2003) 炉心設計における燃料サイクルとの整合性検討（研究報告）：核燃料サイクル開発機構大洗工学センター（２００１年９月）Study on consistency with fuel cycle in core design (research report): Nuclear fuel cycle development organization Oarai Engineering Center (September 2001)

上述したように、軽水炉からＦＢＲへの移行時期に想定されるＰｕ−２４１の同位体割合が多いＰｕ組成を想定すると、燃焼反応度が大きくなる傾向がある。一方、ＦＢＲの制御棒で制御すべき反応度としては、上記の燃焼反応度に対応する燃焼補償の他、出力補償（低温停止状態から高温の全出力運転状態に至る、燃料の温度変化に伴うドップラー反応度、冷却材であるＮａの密度変化及び炉心構成要素の熱膨張に伴う反応度変化）、運転余裕（負荷追従に必要な微分反応度価値を確保する位置まで制御棒を挿入することに起因する反応度）及び解析による予測値と実測値のずれに対する反応度誤差吸収などがある。制御棒の設計では、上述した制御すべき反応度の合計（Ａ）と、最大価値の制御棒１本が全引き抜きの状態で制御可能な反応度（Ｂ）との反応度収支のバランスが評価される。主炉停止系のついては、反応度（Ｂ）が反応度の合計（Ａ）に対して１%Δk/k程度の余裕を持たせた設計が一般的である。ＦＢＲの炉心設計及び諸特性評価は、ＦＢＲの平衡期に想定される多重リサイクルでの使用済燃料のＰｕ組成を用いて平衡炉心を対象に実施される場合が多い。一方、背景技術で述べたように、軽水炉からＦＢＲへの導入時期に想定される軽水炉の使用済燃料のＰｕ組成を用いた評価では、ＦＢＲの平衡期に想定される多重リサイクルでの上記のＰｕ組成を用いた場合と比べて、燃焼反応度が大きくなる傾向がある。このため、上記の多重リサイクルでのＰｕ組成を用いて平衡炉心を対象に設計したＦＢＲの炉心及び制御棒の仕様では、制御棒の反応度収支のバランスが取れなくなる可能性がある。この場合には、燃料集合体の体数に対する制御棒本数の比率を増加させるか、ＦＢＲの連続運転期間を短くして燃焼反応度を低減する対策が考えられる。しかしながら、前者は炉心サイズの増大を招いてＦＢＲの建設コスト増加の要因となり、後者はＦＢＲの稼働率低下に伴う燃料サイクルコストの増加を招く。 As described above, assuming a Pu composition having a high Pu-241 isotope ratio at the transition time from the light water reactor to the FBR, the combustion reactivity tends to increase. On the other hand, as the reactivity to be controlled by the control rod of the FBR, in addition to the combustion compensation corresponding to the above-mentioned combustion reactivity, output compensation (according to the temperature change of the fuel from the low temperature stop state to the high temperature full power operation state) Doppler reactivity, density change of Na coolant, and reactivity change due to thermal expansion of core components), operating margin (to insert control rod to the position to ensure differential reactivity value required for load following) Reactivity), and reactivity error absorption with respect to the deviation between the predicted value and the actual measurement value by analysis. In the control rod design, the balance of the reactivity balance between the total reactivity (A) to be controlled as described above and the reactivity (B) that can be controlled in the state that one maximum value control rod is fully pulled out is evaluated. Is done. The main reactor shutdown system is generally designed such that the reactivity (B) has a margin of about 1% Δk / k with respect to the total reactivity (A). In many cases, the FBR core design and various characteristic evaluations are performed on an equilibrium core using the Pu composition of spent fuel in multiple recycling assumed in the equilibrium period of the FBR. On the other hand, as described in the background art, in the evaluation using the Pu composition of the spent fuel of the light water reactor assumed at the time of introduction from the light water reactor to the FBR, the above Pu in the multiple recycling assumed in the equilibrium period of the FBR is used. Compared to the case where the composition is used, the combustion reactivity tends to increase. For this reason, there is a possibility that the reactivity balance of the control rod may not be balanced in the specifications of the FBR core and control rod designed for the equilibrium core using the Pu composition in the multiple recycling described above. In this case, it is possible to increase the ratio of the number of control rods to the number of fuel assemblies, or to reduce the combustion reactivity by shortening the continuous operation period of the FBR. However, the former causes an increase in the core size and increases the construction cost of the FBR, and the latter causes an increase in fuel cycle cost due to a decrease in the operation rate of the FBR.

本発明の目的は、Ｐｕ−２４１の同位体割合が多いＰｕ組成を用いた高速炉の移行炉心における燃焼反応度の増大を抑制し、制御棒本数の増加及び１つのサイクルにおける運転期間の短縮を避けることができる高速炉の炉心及び高速炉の燃料取り扱い方法を提供することにある。 The object of the present invention is to suppress the increase in the combustion reactivity in the transition core of the fast reactor using the Pu composition with a high Pu-241 isotope ratio, and to increase the number of control rods and shorten the operation period in one cycle. An object of the present invention is to provide a fast reactor core and a fast reactor fuel handling method that can be avoided.

上記した目的を達成する本発明の特徴は、複数の燃料集合体は炉内に滞在する期間が異なる複数の群に分けられ、第２の滞在期間よりも短い第１の滞在期間の前記群に属する第１の燃料集合体のマイナーアクチニドの添加率は、第２の滞在期間の群に属する第２の燃料集合体のその添加率よりも小さくなっていることにある。 A feature of the present invention that achieves the above-described object is that the plurality of fuel assemblies are divided into a plurality of groups having different periods of stay in the furnace, and the group having the first stay period shorter than the second stay period. The addition rate of the minor actinide of the first fuel assembly to which it belongs is smaller than the addition rate of the second fuel assembly belonging to the group of the second stay period.

第１の燃料集合体のマイナーアクチニドの添加率が、第２の燃料集合体のその添加率よりも小さくなっているので、Ｐｕ−２４１の同位体割合が多いＰｕ組成を用いた高速炉の移行炉心における燃焼反応度の増大を抑制し、制御棒本数の増加及び１つのサイクルにおける運転期間の短縮を避けることができる。 Since the addition rate of the minor actinide of the first fuel assembly is smaller than that of the second fuel assembly, the transition of the fast reactor using the Pu composition having a high isotope ratio of Pu-241 An increase in combustion reactivity in the core can be suppressed, and an increase in the number of control rods and a shortened operation period in one cycle can be avoided.

好ましくは、第１の燃料集合体のマイナーアクチニドの添加率が第２の燃料集合体のその添加率よりも小さくなっており、第１の燃料集合体が制御棒と隣接する位置に配置されていることが望ましい。第１の燃料集合体が制御棒と隣接する位置に配置されることによって、マイナーアクチニドの燃料集合体への添加に伴う制御棒価値の減少をより小さくすることができる。 Preferably, the addition rate of the minor actinide of the first fuel assembly is smaller than that of the second fuel assembly, and the first fuel assembly is disposed at a position adjacent to the control rod. It is desirable. By disposing the first fuel assembly at a position adjacent to the control rod, the decrease in the value of the control rod accompanying the addition of the minor actinide to the fuel assembly can be further reduced.

本発明によれば、Ｐｕ−２４１の同位体割合が多いＰｕ組成を用いた高速炉の移行炉心における燃焼反応度の増大を抑制し、制御棒本数の増加及び１つのサイクルにおける運転期間の短縮を避けることができる。 According to the present invention, an increase in the combustion reactivity in the transition core of a fast reactor using a Pu composition with a high Pu-241 isotope ratio is suppressed, and the number of control rods is increased and the operation period in one cycle is shortened. Can be avoided.

発明者らは、ＭＡを含む核燃料物質を用いた燃料集合体をＦＢＲの炉心に装荷した場合において、平衡炉心に至る移行炉心でのＭＡの振る舞いを検討した。この検討結果を以下に説明する。 The inventors examined the behavior of the MA in the transition core reaching the equilibrium core when the fuel assembly using the nuclear fuel material containing MA was loaded on the core of the FBR. The result of this examination will be described below.

軽水炉等の原子炉で発生した使用済み燃料集合体から取り出される核燃料の組成は、原子炉の炉型、核燃料物質の形態及び取出燃焼度に依存して変わる。軽水炉、例えば加圧水型原子炉（ＰＷＲ）から取り出された使用済み燃料集合体及びＦＢＲに装荷される新燃料集合体（燃焼度ゼロ）のそれぞれに含まれる核燃料物質中の超ウラン元素（Trans-Uranium）（以下、ＴＲＵという）の組成を図７に示す。図７に示されたマイナーアクチニド（以下、ＭＡという）はＮｐ、Ａｍ，Ｃｍの同位体である。図７は、使用済燃料集合体２５，２６及び２７に含まれている核燃料物質中のＴＲＵの組成、及びＦＢＲの平衡炉心に装荷される燃料集合体（燃焼度ゼロの新燃料集合体）２８に含まれる核燃料物質である混合酸化物（ＭＯＸ：Mixed-Oxide）燃料中のＴＲＵの組成を示している。使用済燃料集合体２５，２６及び２７は、いずれもＰＷＲの炉心から取り出され、取り出された後、５年間に亘って燃料貯蔵プールで冷却されたものである。使用済燃料集合体２５，２６は、いずれも核燃料物質としてＵＯ_２燃料を用いた燃料集合体の使用済燃料集合体である。使用済燃料集合体２７は、核燃料物質としてＭＯＸ燃料を用いた燃料集合体の使用済燃料集合体である。燃料集合体２８は、多重リサイクルにより形成されたＦＢＲの平衡炉心に装荷される新燃料集合体である。平衡炉心の燃料組成の核燃料物質を有する燃料集合体２８に含まれるＴＲＵ中のＰｕ−２４１割合が４％であるのに対し、使用済燃料集合体２５，２６，２７のそれぞれに含まれるＴＲＵ中のＰｕ−２４１割合は１０〜１３％程度と多い。 The composition of nuclear fuel extracted from spent fuel assemblies generated in a nuclear reactor such as a light water reactor varies depending on the reactor type of the nuclear reactor, the form of the nuclear fuel material, and the burnup degree. Trans-Uranium element in nuclear fuel material contained in each of spent fuel assemblies taken from light water reactors such as pressurized water reactors (PWRs) and new fuel assemblies (zero burnup) loaded in FBR ) (Hereinafter referred to as TRU) is shown in FIG. The minor actinides (hereinafter referred to as MA) shown in FIG. 7 are isotopes of Np, Am, and Cm. FIG. 7 shows the composition of TRU in the nuclear fuel material contained in the spent fuel assemblies 25, 26 and 27, and the fuel assembly (new fuel assembly with zero burnup) 28 loaded in the FBR equilibrium core. 2 shows the composition of TRU in a mixed oxide (MOX) fuel, which is a nuclear fuel material contained in. The spent fuel assemblies 25, 26 and 27 are all taken out from the core of the PWR, and after being taken out, they are cooled in the fuel storage pool for 5 years. The spent fuel assemblies 25 and 26 are both spent fuel assemblies of fuel assemblies using UO ₂ fuel as nuclear fuel material. The spent fuel assembly 27 is a spent fuel assembly of a fuel assembly using MOX fuel as a nuclear fuel material. The fuel assembly 28 is a new fuel assembly that is loaded into an FBR equilibrium core formed by multiple recycling. In the TRU contained in each of the spent fuel assemblies 25, 26 and 27, the Pu-241 ratio in the TRU contained in the fuel assembly 28 having the nuclear fuel material having the fuel composition of the equilibrium core is 4%. The ratio of Pu-241 is as large as about 10 to 13%.

そこで、電気出力１５０万ｋＷクラスの、冷却材として液体金属Ｎａを用いる大型ＦＢＲを対象に、燃料組成が炉心特性に及ぼす影響を評価した。対象としたＦＢＲの炉心は、後述する図２に示す構成を有する。この炉心の概略の構造を説明する。炉心は、内側炉心領域、外側炉心領域及び半径方向ブランケット領域を有する。内側炉心領域は炉心の中央部に配置され、外側炉心領域が内側炉心領域を取り囲んでいる。半径方向ブランケット領域は外側炉心領域の周囲を取り囲んでいる。内側炉心燃料集合体が内側炉心領域に装荷され、外側炉心燃料集合体が外側炉心領域に装荷される。内側及び外側炉心燃料集合体は、横断面が六角形をしており、核燃料物質としてＭＯＸ燃料を用いている。半径方向ブランケット領域に装荷されるブランケット集合体は、横断面が六角形をしており、燃料物質として劣化ウラン（または天然ウラン）の酸化物燃料を用いている。１２体の主炉停止系制御棒及び４体の後備炉停止系制御棒が、内側炉心領域に配置されている。ＦＢＲの炉心は、内側炉心領域及び外側炉心領域の上方に上部ブランケット領域、及びそれらの炉心領域の下方に下部ブランケット領域を配置している。内側及び外側炉心燃料集合体のＭＯＸ燃料部の高さは８０ｃｍであり、内側炉心領域及び外側炉心領域の直径はそれぞれ約３２０ｃｍ、４６０ｃｍである。 Therefore, the influence of the fuel composition on the core characteristics was evaluated for a large FBR using liquid metal Na as a coolant with an electric output of 1.5 million kW class. The target FBR core has a configuration shown in FIG. A schematic structure of the core will be described. The core has an inner core region, an outer core region, and a radial blanket region. The inner core region is disposed in the center of the core, and the outer core region surrounds the inner core region. A radial blanket region surrounds the outer core region. The inner core fuel assembly is loaded into the inner core region, and the outer core fuel assembly is loaded into the outer core region. The inner and outer core fuel assemblies have hexagonal cross sections, and MOX fuel is used as nuclear fuel material. The blanket assembly loaded in the radial blanket region has a hexagonal cross section, and uses a depleted uranium (or natural uranium) oxide fuel as a fuel material. Twelve main reactor stop system control rods and four back-furnace stop system control rods are arranged in the inner core region. In the FBR core, an upper blanket region is disposed above the inner core region and the outer core region, and a lower blanket region is disposed below the core region. The height of the MOX fuel portion of the inner and outer core fuel assemblies is 80 cm, and the diameters of the inner core region and the outer core region are about 320 cm and 460 cm, respectively.

発明者らは、多重リサイクルでの平衡組成を有する燃料集合体２８を装荷した上記の炉心で、１サイクルが１８ヶ月運転、４バッチの燃料取替えを想定した。この想定を前提として、燃料集合体２８のＰｕ富化度を平衡サイクル末期で臨界となるＰｕ富化度とした場合での、ＭＡを含む燃料集合体２８を初めて炉心に装荷した初装荷（図９に示す第１サイクル）から平衡サイクル（図９に示す第５サイクル）に至る炉心計算を実施した。この炉心計算で得られた中性子実効増倍率の推移を図９において燃焼特性３１で示した。燃焼特性３１は、ＦＢＲの多重リサイクルでの燃料組成を用いて行なった炉心燃焼特性の解析結果を示している。この燃焼特性３１において、第４サイクル以降（図９においては、第４、第５サイクル）が平衡炉心３６の状態になっている。この平衡炉心３６のサイクル末期において、その炉心から取り出される燃料集合体のＭＯＸ燃料部の平均燃焼度、すなわち取出平均燃焼度は、約１５０ＧＷｄ/ｔである。平衡サイクルの初期から末期に至る燃焼反応度は約３％Δkである。なお、前述した主炉停止系制御棒１６は、最大価値の反応度１本全引き抜き時に、上記の燃焼反応度及び出力補償、運転余裕などの必要反応度が確保できるように製作されている。 The inventors assumed that the above-mentioned core loaded with the fuel assembly 28 having an equilibrium composition in multiple recycle was operated for 18 months in one cycle and replaced with four batches of fuel. Based on this assumption, the initial loading of the fuel assembly 28 containing MA for the first time in the reactor core when the Pu enrichment of the fuel assembly 28 is the critical Pu enrichment at the end of the equilibrium cycle (Fig. The core calculation from the first cycle shown in Fig. 9 to the equilibrium cycle (fifth cycle shown in Fig. 9) was performed. The transition of the effective neutron multiplication factor obtained by the core calculation is shown by the combustion characteristic 31 in FIG. The combustion characteristic 31 shows the analysis result of the core combustion characteristic performed by using the fuel composition in the multiple recycling of FBR. In this combustion characteristic 31, the balanced core 36 is in the state after the fourth cycle (in FIG. 9, the fourth and fifth cycles). At the end of the cycle of the equilibrium core 36, the average burnup of the MOX fuel portion of the fuel assembly taken out from the core, that is, the takeout average burnup is about 150 GWd / t. The combustion reactivity from the beginning to the end of the equilibrium cycle is about 3% Δk. The main furnace stop system control rod 16 described above is manufactured so as to ensure the necessary reactivity such as the above-mentioned combustion reactivity, power compensation, and operating margin when all the maximum value reactivity is pulled out.

発明者らは、軽水炉の平均的な使用済燃料集合体の燃料組成を用いた場合の移行炉心の特性を評価した。この評価は、図７に示す燃料集合体２５，２６，２７のを含み、ＦＢＲの実用化時期と想定される西暦２０５０年頃迄に想定されるＢＷＲ、ＰＷＲ及びやプルサーマル炉から取り出された使用済燃料集合体の燃料組成も考慮して行なった。図９に示す第１サイクル用としてＦＢＲの炉心に初めて装荷される、再処理で得られた核燃料物質（ＭＡを含む）を用いた燃料集合体（初装荷燃料集合体）、及び第２サイクル以降のために炉心に装荷される取替え燃料集合体のそれぞれのＰｕ富化度は、上述した主炉停止系制御棒で燃焼反応度が制御可能となるように、サイクル初期の実効増倍率が約１．０３となるように設定した。この約１．０３の実効増倍率は、図９に示す実効増倍率制限の目安値３４である。図９において、燃焼特性３２は、軽水炉（ＰＷＲ）から取り出された使用済燃料集合体に含まれていた核燃料物質を再処理して得られた核燃料物質を用いて製造された燃料集合体が装荷されたＦＢＲの移行炉心における燃焼特性である。この燃料集合体の燃料組成はＭＡを含んでいない。燃焼特性３３は、軽水炉から取り出された使用済燃料集合体に含まれていた核燃料物質を再処理して得られた核燃料物質を用いて製造された燃料集合体が装荷されたＦＢＲの移行炉心における燃焼特性である。この燃料集合体の燃料組成はＭＡを含んでいる。燃焼特性３２は、燃焼に伴う反応度劣化が、ＦＢＲの多重リサイクル組成を有する核燃料物質を含む燃料集合体を装荷した平衡サイクル３６のそれよりも大きくなるため、１サイクルで高速炉の運転が可能な運転期間３８が、多重リサイクル組成の場合の１８ヶ月よりも短縮されることが新たに判明した。 The inventors evaluated the characteristics of the transition core when using the fuel composition of an average spent fuel assembly of a light water reactor. This evaluation includes the fuel assemblies 25, 26, and 27 shown in FIG. 7, and is used from the BWR, PWR, and the pull thermal furnace assumed by the year 2050, which is assumed to be the practical use of FBR. The fuel composition of the fuel assembly was also taken into consideration. Fuel assemblies (initially loaded fuel assemblies) using nuclear fuel materials (including MA) obtained by reprocessing that are first loaded into the FBR core for the first cycle shown in FIG. 9, and after the second cycle The Pu enrichment of each replacement fuel assembly loaded in the core for the purpose of the effective cycle multiplication factor at the beginning of the cycle is about 1 so that the combustion reactivity can be controlled by the main reactor stop system control rod described above. .03 was set. The effective multiplication factor of about 1.03 is a reference value 34 for limiting the effective multiplication factor shown in FIG. In FIG. 9, the combustion characteristics 32 indicate that a fuel assembly manufactured using a nuclear fuel material obtained by reprocessing a nuclear fuel material contained in a spent fuel assembly taken out from a light water reactor (PWR) is loaded. It is a combustion characteristic in the transition core of FBR made. The fuel composition of this fuel assembly does not contain MA. Combustion characteristics 33 are obtained in a transition core of an FBR loaded with a fuel assembly manufactured using a nuclear fuel material obtained by reprocessing a nuclear fuel material contained in a spent fuel assembly taken out from a light water reactor. It is a combustion characteristic. The fuel composition of this fuel assembly includes MA. The combustion characteristic 32 is that the reactivity deterioration due to combustion is larger than that of the equilibrium cycle 36 loaded with the fuel assembly containing the nuclear fuel material having the multiple recycling composition of FBR, so that the fast reactor can be operated in one cycle. It has been newly found that the operation period 38 is shorter than 18 months in the case of multiple recycling composition.

一方、使用済燃料集合体に含まれているＭＡ（Ｎｐ、Ａｍ、Ｃｍの同位体で一般に長半減期の放射性核種である）をＦＢＲの炉心に装荷される燃料集合体で用いられる核燃料物質に添加した場合には、ＭＡは、Ｕ−２３８と比べて中性子捕獲断面積が大きいため、燃焼初期の反応度を抑制する。さらに、ＭＡは、中性子を吸収することによって核分裂性核種に変わるので、燃料集合体の寿命期間の末期（以下、燃焼末期という）の反応度を増加できる可能性がある。発明者らは、図７に示すＴＲＵ組成を有する、使用済燃料集合体２５に含まれている核燃料物質（Ｐｕ富化度は１８ｗｔ％）におけるＴＲＵ中のＭＡの割合を変化させた場合における中性子無限増倍率の燃焼度依存性の解析を行った。この解析の結果を、図８に示す。核燃料物質におけるＭＡの混合割合の増加に伴い、燃料集合体の寿命期間の初期（以下、燃焼初期という）の反応度が減少し（図８の矢印Ａ）、燃焼末期の反応度が増大する（図８の矢印Ｂ）。図８に示す知見に基づいてＭＡの混合割合を例えば２０ｗｔ％にすると、燃焼度１５０ＧＷｄ/ｔ程度迄、ほとんど中性子無限増倍率が変化せずに、燃焼に伴う反応度変化をほぼ零にすることができる可能性がある。しかしながら、図７に示す使用済燃料集合体２５〜２７におけるそれぞれのＴＲＵの組成のように、必要なＰｕに対して利用可能なＭＡには制限がある。そこで、発明者らは、軽水炉から取り出された使用済燃料集合体の再処理で得られるＰｕとバランス可能な範囲のＭＡを添加するＦＢＲの移行炉心（初装荷炉心、及び初装荷炉心から平衡炉心に至る途中段階の炉心）の概念を新たに考え出した。 On the other hand, MA (Np, Am, Cm isotopes, generally long-lived radionuclides) contained in spent fuel assemblies is used as the nuclear fuel material used in the fuel assemblies loaded in the FBR core. When added, MA has a larger neutron capture cross section than U-238, and therefore suppresses the reactivity at the early stage of combustion. Furthermore, since MA changes to a fissile nuclide by absorbing neutrons, there is a possibility that the reactivity at the end of the lifetime of the fuel assembly (hereinafter referred to as the end of combustion) can be increased. The inventors have the neutrons when the ratio of MA in TRU in the nuclear fuel material (Pu enrichment is 18 wt%) contained in the spent fuel assembly 25 having the TRU composition shown in FIG. 7 is changed. The burn-up dependence of infinite multiplication factor was analyzed. The result of this analysis is shown in FIG. As the mixing ratio of MA in the nuclear fuel material increases, the reactivity at the beginning of the lifetime of the fuel assembly (hereinafter referred to as the initial stage of combustion) decreases (arrow A in FIG. 8), and the reactivity at the end of combustion increases ( Arrow B in FIG. Based on the knowledge shown in FIG. 8, when the mixing ratio of MA is set to 20 wt%, for example, the neutron infinite multiplication factor is hardly changed up to about 150 GWd / t, and the change in reactivity due to combustion is made almost zero. May be possible. However, there is a limit to the MA that can be used for the required Pu, such as the composition of each TRU in the spent fuel assemblies 25-27 shown in FIG. Therefore, the inventors have made an FBR transition core (the initial loading core and the initial loading core and the equilibrium core from the initial loading core) to which MA obtained in a range that can be balanced with Pu obtained by reprocessing the spent fuel assembly taken out of the light water reactor is added. The concept of the core in the middle of the process was newly invented.

この移行炉心を対象にした実施例を、図面を用いて以下に説明する。 An embodiment directed to this transition core will be described below with reference to the drawings.

本発明の好適な一実施例である高速炉の炉心を、図１〜図６を用いて以下に説明する。この高速炉はＦＢＲである。本実施例の高速炉の炉心１は、図２に示すように、半径方向において、内側炉心領域（第１炉心領域）６が中央部に配置され、外側炉心領域（第２炉心領域）８が内側炉心領域６を取り囲み、半径方向ブランケット領域１０が外側炉心領域８の周囲を取り囲んでいる。炉心１は、内側炉心領域６及び外側炉心領域８の上方に上部ブランケット領域４４を配置し、内側炉心領域６及び外側炉心領域８の下方に下部ブランケット領域４５を配置している（図３参照）。上部ブランケット領域４４及び下部ブランケット領域４５の直径は、外側炉心領域８の外径と同じである。半径方向ブランケット領域１０は、上部ブランケット領域４４及び下部ブランケット領域４５の周囲も取り囲んでいる。さらに、炉心１は、第１遮へい体領域１２及び第２遮へい体領域１４を有する（図２参照）。第１遮へい体領域１２は、半径方向において、半径方向ブランケット領域１０の周囲を取り囲んでいる。第２遮へい体領域１４は第１遮へい体流域１２の周囲を取り囲んでいる。第１遮へい体領域１２及び第２遮へい体領域１４は、図３では省略されている。内側炉心領域６及び外側炉心領域８の各高さは８０cm、内側炉心領域６の直径は約３２０ｃｍ、外側炉心領域３２の直径は約４６０ｃｍである。第２遮へい体領域１４の外面の等価直径は約６ｍである。 A core of a fast reactor which is a preferred embodiment of the present invention will be described below with reference to FIGS. This fast reactor is FBR. As shown in FIG. 2, in the core 1 of the fast reactor of the present embodiment, the inner core region (first core region) 6 is arranged in the center in the radial direction, and the outer core region (second core region) 8 is Surrounding the inner core region 6, a radial blanket region 10 surrounds the outer core region 8. In the core 1, an upper blanket region 44 is disposed above the inner core region 6 and the outer core region 8, and a lower blanket region 45 is disposed below the inner core region 6 and the outer core region 8 (see FIG. 3). . The diameters of the upper blanket region 44 and the lower blanket region 45 are the same as the outer diameter of the outer core region 8. The radial blanket region 10 also surrounds the upper blanket region 44 and the lower blanket region 45. Furthermore, the core 1 has a first shielding body region 12 and a second shielding body region 14 (see FIG. 2). The first shield region 12 surrounds the radial blanket region 10 in the radial direction. The second shield body region 14 surrounds the first shield body basin 12. The 1st shielding body area | region 12 and the 2nd shielding body area | region 14 are abbreviate | omitted in FIG. Each of the inner core region 6 and the outer core region 8 has a height of 80 cm, the inner core region 6 has a diameter of about 320 cm, and the outer core region 32 has a diameter of about 460 cm. The equivalent diameter of the outer surface of the second shield region 14 is about 6 m.

内側炉心領域６に装荷される内側炉心燃料集合体７は、横断面が六角形であり、図示されていないが、六角形のラッパ管（ステンレス製）内に２７１本の燃料棒を配置して構成される。これらの燃料棒は、劣化ウラン（または天然ウラン）の酸化物（ＵＯ_２）及びプルトニウムの酸化物（ＰｕＯ_２）を混合し、得られた混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）を焼結して製造された複数の第１燃料ペレットを内部に充填している。これらの内側炉心燃料集合体７は、約２０ｃｍピッチで配置される。混合酸化物燃料には、核分裂性物質であるＰｕ−２３９及びＰｕ−２４１を含むＰｕが富化されている。外側炉心領域８に装荷される外側炉心燃料集合体９は、内側炉心燃料集合体７と同じ構成を有する。ただし、外側炉心燃料集合体９に用いられる核燃料物質のＰｕの富化度は、内側炉心燃料集合体７に用いられる核燃料物質のそれよりも大きくなっている。内側炉心燃料集合体７は、軸方向において、内側炉心領域６に位置する中央領域に上記した第１燃料ペレットを配置し、上部ブランケット領域４４及び下部ブランケット領域４５に位置する上部領域及び下部領域に、劣化ウラン（または天然ウラン）の酸化物（ＵＯ_２）を焼結して製造された複数の第２燃料ペレットを配置している。外側炉心燃料集合体９は、軸方向において、外側炉心領域８に位置する中央領域に上記した第１燃料ペレットを配置し、上部ブランケット領域４４及び下部ブランケット領域４５に位置する上部領域及び下部領域に第２燃料ペレットを配置している。 The inner core fuel assembly 7 loaded in the inner core region 6 has a hexagonal cross section, and although not shown, 271 fuel rods are arranged in a hexagonal trumpet tube (made of stainless steel). Composed. These fuel rods are manufactured by mixing deteriorated uranium (or natural uranium) oxide (UO ₂ ) and plutonium oxide (PuO ₂ ), and sintering the resulting mixed oxide fuel (MOX fuel). A plurality of the first fuel pellets are filled inside. These inner core fuel assemblies 7 are arranged at a pitch of about 20 cm. The mixed oxide fuel is enriched with Pu containing the fissile materials Pu-239 and Pu-241. The outer core fuel assembly 9 loaded in the outer core region 8 has the same configuration as the inner core fuel assembly 7. However, the enrichment of Pu of the nuclear fuel material used for the outer core fuel assembly 9 is larger than that of the nuclear fuel material used for the inner core fuel assembly 7. The inner core fuel assembly 7 has the first fuel pellets arranged in the central region located in the inner core region 6 in the axial direction, and the upper and lower regions located in the upper blanket region 44 and the lower blanket region 45. A plurality of second fuel pellets manufactured by sintering oxide (UO ₂ ) of deteriorated uranium (or natural uranium) are disposed. In the axial direction, the outer core fuel assembly 9 has the first fuel pellets arranged in the central region located in the outer core region 8, and the upper and lower regions located in the upper blanket region 44 and the lower blanket region 45. A second fuel pellet is disposed.

複数のブランケット集合体１１が半径方向ブランケット領域１０に配置される。ブランケット集合体１１は、横断面が六角形をしており、ラッパ管内に複数の第２燃料ペレとが内部に充填された１２７本の燃料棒を配置して構成される。半径方向ブランケット領域１０は、半径方向において、１層のブランケット集合体１１を配置している。 A plurality of blanket assemblies 11 are arranged in the radial blanket region 10. The blanket assembly 11 has a hexagonal cross section, and is configured by disposing 127 fuel rods filled with a plurality of second fuel pellets in a trumpet tube. In the radial blanket region 10, one layer of the blanket assembly 11 is arranged in the radial direction.

第１遮へい体領域１２は、ステンレスで製作された複数のＳＵＳ遮へい体１３を配置している。この第１遮へい体領域１２は、半径方向において、１層のＳＵＳ遮へい体１３が配置される。第１遮へい体領域１２の外側に位置する第２遮へい体領域１４には、炭化ホウ素を封入した複数のＢ_４Ｃ遮へい体１５が配置されている。第２遮へい体領域１４は、半径方向において、２層のＢ_４Ｃ遮へい体１５を配置している。ＳＵＳ遮へい体１３及びＢ_４Ｃ遮へい体１５は、内側炉心燃料集合体７及び外側炉心燃料集合体９で発生した中性子及びガンマ線等の放射線を遮へいする。 In the first shielding body region 12, a plurality of SUS shielding bodies 13 made of stainless steel are arranged. In the first shielding body region 12, a single-layer SUS shielding body 13 is disposed in the radial direction. A plurality of B ₄ C shields 15 in which boron carbide is encapsulated are disposed in the second shield region 14 located outside the first shield region 12. In the second shielding body region 14, two layers of B ₄ C shielding bodies 15 are arranged in the radial direction. The SUS shield 13 and the B ₄ C shield 15 shield radiation such as neutrons and gamma rays generated in the inner core fuel assembly 7 and the outer core fuel assembly 9.

１２体の主炉停止系制御棒１６及び４体の後備炉停止系制御棒１７が、内側炉心領域６内に挿入可能に配置されている。これらの制御棒は、濃縮ホウ素を用いた炭化ホウ素（Ｂ_４Ｃ）のペレットを封入した複数の中性子吸収棒を束ねて構成されている。主炉停止系制御棒１６は、核燃料物質の燃焼変化、及び原子炉出力の変化に伴う、反応度の制御に用いられる。後備炉停止系制御棒１７は、通常の高速炉の運転時には、中性子吸収領域の挿入端が内側炉心領域６の上端位置まで引き抜かれている。このような後備炉停止系制御棒１７は、緊急時及び通常運転時における炉停止時の際に、内側炉心領域６内に全挿入される。これらの制御棒の設計では、主炉停止系制御棒１６及び後備炉停止系制御棒１７のそれぞれに対して、制御すべき反応度の合計（Ａ）と、最大価値の制御棒１本が全引き抜きの状態で制御可能な反応度（Ｂ）との反応度収支のバランスが評価される。主炉停止系制御棒１６については、反応度（Ｂ）が反応度の合計（Ａ）に対して１%Δk/k程度の余裕を持たせた設計が一般的である。 Twelve main reactor stop system control rods 16 and four back-furnace stop system control rods 17 are arranged to be inserted into the inner core region 6. These control rods are configured by bundling a plurality of neutron absorption rods encapsulating boron carbide (B ₄ C) pellets using concentrated boron. The main reactor stop system control rod 16 is used to control the reactivity associated with changes in combustion of nuclear fuel material and reactor power. The post-reactor shutdown system control rod 17 is pulled out from the insertion end of the neutron absorption region to the upper end position of the inner core region 6 during normal operation of the fast reactor. Such a post-furnace stop system control rod 17 is fully inserted into the inner core region 6 when the reactor is stopped in an emergency or normal operation. In these control rod designs, the total reactivity (A) to be controlled and one maximum value control rod are all for each of the main reactor shutdown system control rod 16 and the back-furnace shutdown system control rod 17. The balance of the reactivity balance with the reactivity (B) that can be controlled in the drawn state is evaluated. The main furnace stop system control rod 16 is generally designed such that the reactivity (B) has a margin of about 1% Δk / k with respect to the total reactivity (A).

上記した軽水炉から取り出された使用済燃料集合体の再処理で得られるＰｕとバランス可能な範囲のＭＡを利用した高速炉の移行炉心、例えば、初装荷炉心である炉心１の概念を、図１を用いて説明する。図１に示す炉心１は、図２及び図３に示した炉心１を模式的に表したものである。炉心１は、燃料取替えバッチ数４に対応して、ＭＡの添加割合が異なる４種類の初装荷燃料集合体である燃料集合体２，３，４，５を装荷している。燃料集合体２のＭＡ添加率は０ｗｔ％（添加せず）、燃料集合体３のＭＡ添加率は２ｗｔ％、燃料集合体４のＭＡ添加率は４ｗｔ％、及び燃料集合体５のＭＡ添加率は６ｗｔ％である。炉心１に装荷された全燃料集合体２〜５のＭＡの平均値は３ｗｔ％になる。図１は、各燃料集合体２，３，４，５が炉心１の４分の１ずつの領域ごとにまとまって配置されているように記載している。しかしながら、実際には、各燃料集合体２，３，４，５は、図２に示す内側炉心領域６及び外側炉心領域８に分散して装荷されている。 The concept of a fast reactor transition core using, for example, MA in a range that can be balanced with Pu obtained by reprocessing spent fuel assemblies taken out of the light water reactor described above, for example, the core 1 that is the initial loading core, is shown in FIG. Will be described. A core 1 shown in FIG. 1 schematically represents the core 1 shown in FIGS. 2 and 3. The core 1 is loaded with fuel assemblies 2, 3, 4, and 5, which are four types of initially loaded fuel assemblies having different MA addition ratios corresponding to the number of fuel replacement batches 4. The MA addition rate of the fuel assembly 2 is 0 wt% (not added), the MA addition rate of the fuel assembly 3 is 2 wt%, the MA addition rate of the fuel assembly 4 is 4 wt%, and the MA addition rate of the fuel assembly 5 Is 6 wt%. The average value of MA of all the fuel assemblies 2 to 5 loaded in the core 1 is 3 wt%. FIG. 1 shows that the fuel assemblies 2, 3, 4, and 5 are arranged in a quarter of the core 1. However, actually, each fuel assembly 2, 3, 4, 5 is distributed and loaded in the inner core region 6 and the outer core region 8 shown in FIG.

燃料集合体２，３，４，５は、炉心１内の滞在期間が異なっている。複数の燃料集合体２は１サイクルだけ炉心１内に滞在する。複数の燃料集合体３は、２サイクルの間、炉心１内に滞在し、複数の燃料集合体４は、３サイクルの間、炉心１内に滞在する。複数の燃料集合体５は、最も長い４サイクルの間、炉心１内に滞在する。炉内滞在期間が短い燃料集合体ほどＭＡの添加率が小さくなっている。炉心１内には、炉内滞在期間が異なる４つの群に分けられる燃料集合体が存在する。 The fuel assemblies 2, 3, 4, and 5 have different stay periods in the core 1. The plurality of fuel assemblies 2 stay in the core 1 for one cycle. The plurality of fuel assemblies 3 stay in the core 1 for two cycles, and the plurality of fuel assemblies 4 stay in the core 1 for three cycles. The plurality of fuel assemblies 5 stays in the core 1 for the longest four cycles. The fuel assembly with a shorter stay in the furnace has a lower MA addition rate. In the core 1, there are fuel assemblies that are divided into four groups having different residence times in the reactor.

燃料集合体２，３，４，５のうち、内側炉心燃料集合体７である燃料集合体２Ａ，３Ａ，４Ａ，５Ａ（図４(Ａ)参照）が、内側炉心領域６に配置されている。燃料集合体２，３，４，５のうち、外側炉心燃料集合体９である燃料集合体２Ｂ，３Ｂ，４Ｂ，５Ｂ（図４(Ｂ)参照）が、外側炉心領域８に配置されている。 Of the fuel assemblies 2, 3, 4, 5, fuel assemblies 2 A, 3 A, 4 A, 5 A (see FIG. 4A) that are inner core fuel assemblies 7 are arranged in the inner core region 6. . Of the fuel assemblies 2, 3, 4, 5, fuel assemblies 2 B, 3 B, 4 B, 5 B (see FIG. 4B) that are the outer core fuel assemblies 9 are arranged in the outer core region 8. .

これらの燃料集合体に含まれている核燃料物質の組成を、図４を用いて説明する。図４(Ａ)及び図４（Ｂ）において、１８はウラン、１９はＭＡ及び２０はプルトニウムを示している。燃料集合体２Ａ，３Ａ，４Ａ，５Ａのそれぞれのプルトニウム富化度は２０ｗｔ％である（図４（Ａ）参照）。燃料集合体２Ｂ，３Ｂ，４Ｂ，５Ｂのそれぞれのプルトニウム富化度は２２ｗｔ％である（図４（Ｂ）参照）。半径方向ブランケット領域１０に近くて中性子の漏洩によって出力密度が減少する外側炉心領域８に装荷される各燃料集合体のＰｕ富化度を、内側炉心領域６に装荷される各燃料集合体よりも高くすることによって、内側炉心領域６及び外側炉心領域８を含む炉心領域の半径方向の出力分布が平坦化される。 The composition of the nuclear fuel material contained in these fuel assemblies will be described with reference to FIG. 4A and 4B, 18 indicates uranium, 19 indicates MA, and 20 indicates plutonium. The plutonium enrichment of each of the fuel assemblies 2A, 3A, 4A, and 5A is 20 wt% (see FIG. 4A). Each of the fuel assemblies 2B, 3B, 4B, and 5B has a plutonium enrichment of 22 wt% (see FIG. 4B). The Pu enrichment of each fuel assembly loaded in the outer core region 8 near the radial blanket region 10 where the power density decreases due to neutron leakage is greater than that of each fuel assembly loaded in the inner core region 6. By increasing the height, the power distribution in the radial direction of the core region including the inner core region 6 and the outer core region 8 is flattened.

それぞれの燃料集合体について、プルトニウム以外の燃料組成について説明する。燃料集合体２Ａは、ＭＡを含有していなく（ＭＡが０ｗｔ％）、残りの８０ｗｔ％がウランである。燃料集合体３Ａは、２ｗｔ％のＭＡ、及び７８ｗｔ％のウランを含んでいる。燃料集合体４Ａは、４ｗｔ％のＭＡ、及び７６ｗｔ％のウランを含んでいる。燃料集合体５Ａは、６ｗｔ％のＭＡ、及び７４ｗｔ％のウランを含んでいる。燃料集合体２Ｂは、ＭＡが０ｗｔ％で、７８ｗｔ％のウランを含んでいる。燃料集合体３Ｂは、２ｗｔ％のＭＡ、及び７６ｗｔ％のウランを含んでいる。燃料集合体４Ｂは、４ｗｔ％のＭＡ、及び７４ｗｔ％のウランを含んでいる。燃料集合体５Ｂは、６ｗｔ％のＭＡ、及び７２ｗｔ％のウランを含んでいる。 The fuel composition other than plutonium will be described for each fuel assembly. The fuel assembly 2A does not contain MA (MA is 0 wt%), and the remaining 80 wt% is uranium. The fuel assembly 3A contains 2 wt% MA and 78 wt% uranium. The fuel assembly 4A includes 4 wt% MA and 76 wt% uranium. The fuel assembly 5A contains 6 wt% MA and 74 wt% uranium. The fuel assembly 2B includes 0 wt% MA and 78 wt% uranium. The fuel assembly 3B contains 2 wt% MA and 76 wt% uranium. The fuel assembly 4B includes 4 wt% MA and 74 wt% uranium. The fuel assembly 5B contains 6 wt% MA and 72 wt% uranium.

炉心１における燃料交換を、図５、図６(Ａ)及び図６(Ｂ)を用いて以下に説明する。第１サイクル＃１である初装荷炉心以降における燃料交換では、各サイクルでの高速炉の運転が終了した後、炉心１内の燃料集合体は、使用済燃料集合体として、燃料集合体２Ａ〜５Ａ及び２Ｂ〜５Ｂのうち初装荷炉心に装荷した時点でＭＡの含有量が少ない燃料集合体から順番に炉心１から取り出され、新燃料集合体である取替え燃料集合体が炉心１に装荷される。すなわち、第１サイクル＃１の運転が終了し、高速炉が停止した後、燃料集合体２Ａ，２Ｂが炉心１から取り出される。第１回目の取替え燃料集合体２１Ａ，２１Ｂが替りに炉心１に装荷される。その後、第２サイクル＃２の運転が終了した後、燃料集合体３Ａ，３Ｂが炉心１から取り出され、第２回目の取替え燃料集合体２２Ａ，２２Ｂが炉心１に装荷される。第３サイクル＃３の運転終了後では、燃料集合体４Ａ，４Ｂが炉心１から取り出され、第３回目の取替え燃料集合体２３Ａ，２３Ｂが炉心１に装荷される。第４サイクル＃４の運転終了後では、燃料集合体５Ａ，５Ｂが炉心１から取り出され、第４回目の取替え燃料集合体２３Ａ，２３Ｂが炉心１に装荷される。第ｎサイクル及び第（ｎ＋１）サイクル終了後では、該当する燃料集合体が炉心１から取り出され、第ｎ回目及び第（ｎ＋１）回目のそれぞれの取替え燃料集合体２３Ａ，２３Ｂが炉心１に装荷される。 The fuel exchange in the core 1 will be described below with reference to FIGS. 5, 6A, and 6B. In the fuel exchange after the initial loading core in the first cycle # 1, after the operation of the fast reactor in each cycle is completed, the fuel assemblies in the core 1 are used as fuel assemblies 2A to 2A as spent fuel assemblies. 5A and 2B to 5B, when the first loaded core is loaded, the fuel assemblies with a low MA content are taken out from the core 1 in order, and the replacement fuel assemblies, which are new fuel assemblies, are loaded into the core 1. . That is, after the operation of the first cycle # 1 is completed and the fast reactor is stopped, the fuel assemblies 2A and 2B are taken out from the core 1. The first replacement fuel assemblies 21A and 21B are loaded into the core 1 instead. Thereafter, after the operation of the second cycle # 2 is completed, the fuel assemblies 3A and 3B are taken out from the core 1, and the second replacement fuel assemblies 22A and 22B are loaded into the core 1. After the operation of the third cycle # 3 is completed, the fuel assemblies 4A and 4B are taken out from the core 1, and the third replacement fuel assemblies 23A and 23B are loaded into the core 1. After completion of the operation of the fourth cycle # 4, the fuel assemblies 5A and 5B are taken out from the core 1, and the fourth replacement fuel assemblies 23A and 23B are loaded into the core 1. After the completion of the nth cycle and the (n + 1) th cycle, the corresponding fuel assembly is taken out from the core 1, and the nth and (n + 1) th replacement fuel assemblies 23A, 23B are loaded into the core 1. The

取替え燃料集合体２１Ａ，２２Ａ，２３Ａは内側炉心領域６に装荷され、取替え燃料集合体２１Ｂ，２２Ｂ，２３Ｂは外側炉心領域８に装荷される。これらの取替え燃料集合体の燃料組成を、図６(Ａ)，図６(Ｂ)を用いて具体的に説明する。取替え燃料集合体２１Ａは、ＭＡを５ｗｔ％及びウランを７１．７ｗｔ％を含んでおり、プルトニウム富化度が２２．４ｗｔ％である。プルトニウム富化度が２４．７ｗｔ％である取替え燃料集合体２１Ｂは、ＭＡを５ｗｔ％及びウランを７０．３ｗｔ％を含んでいる。プルトニウム富化度が２２．９ｗｔ％である取替え燃料集合体２２Ａは、ＭＡを５ｗｔ％及びウランを７２．１ｗｔ％を含んでいる。プルトニウム富化度が２５．２ｗｔ％である取替え燃料集合体２２Ｂは、ＭＡを５ｗｔ％及びウランを６９．８ｗｔ％を含んでいる。プルトニウム富化度が２０．７ｗｔ％である取替え燃料集合体２３Ａは、ＭＡが０ｗｔ％であり、ウランが７９．３ｗｔ％である。プルトニウム富化度が２２．８ｗｔ％である取替え燃料集合体２３Ｂは、ＭＡが０ｗｔ％であり、ウランが７７．２ｗｔ％である。 The replacement fuel assemblies 21A, 22A, 23A are loaded in the inner core region 6, and the replacement fuel assemblies 21B, 22B, 23B are loaded in the outer core region 8. The fuel composition of these replacement fuel assemblies will be specifically described with reference to FIGS. 6 (A) and 6 (B). The replacement fuel assembly 21A contains 5 wt% MA and 71.7 wt% uranium and has a plutonium enrichment of 22.4 wt%. The replacement fuel assembly 21B having a plutonium enrichment of 24.7 wt% includes 5 wt% MA and 70.3 wt% uranium. The replacement fuel assembly 22A having a plutonium enrichment of 22.9 wt% contains 5 wt% MA and 72.1 wt% uranium. The replacement fuel assembly 22B having a plutonium enrichment of 25.2 wt% contains 5 wt% MA and 69.8 wt% uranium. The replacement fuel assembly 23A having a plutonium enrichment of 20.7 wt% has an MA of 0 wt% and uranium of 79.3 wt%. The replacement fuel assembly 23B having a plutonium enrichment of 22.8 wt% has an MA of 0 wt% and uranium of 77.2 wt%.

第１サイクル＃１の運転終了後に装荷される取替え燃料集合体２１Ａ，２１Ｂは５ｗｔ％のＭＡを含み、第２サイクル＃２の運転終了後に装荷される取替え燃料集合体２２Ａ，２２Ｂも５ｗｔ％のＭＡを含んでいる。第３サイクル＃３の運転終了後に装荷される取替え燃料集合体２３Ａ，２３Ｂに含まれるＭＡは０ｗｔ％である。第４サイクル＃４以降の各サイクルの運転終了後にそれぞれ装荷される燃料集合体２３Ａ，２３Ｂも、ＭＡが含まれていない。 The replacement fuel assemblies 21A and 21B loaded after the end of the first cycle # 1 contain 5 wt% MA, and the replacement fuel assemblies 22A and 22B loaded after the end of the second cycle # 2 also have 5 wt%. Includes MA. MA contained in the replacement fuel assemblies 23A and 23B loaded after the end of the operation of the third cycle # 3 is 0 wt%. The fuel assemblies 23A and 23B loaded after the end of the operation of each cycle after the fourth cycle # 4 also do not include MA.

内側炉心領域６に装荷される燃料集合体２１Ａ，２２Ａ，２３Ａ、及び外側炉心領域８に装荷される燃料集合体２１Ｂ，２２Ｂ，２３Ｂのプルトニウム富化度をまとめると、以下のようになる。 The plutonium enrichment of the fuel assemblies 21A, 22A, 23A loaded in the inner core region 6 and the fuel assemblies 21B, 22B, 23B loaded in the outer core region 8 are summarized as follows.

内側炉心領域外側炉心領域
第１回目の取替燃料集合体２２．４ｗｔ％２４．７ｗｔ％
第２回目の取替燃料集合体２２．９ｗｔ％２５．２ｗｔ％
第３回目の取替燃料集合体２０．７ｗｔ％２２．８ｗｔ％
発明者らは、本実施例における初装荷炉心である炉心１、及びこの炉心１を基点にしたそれぞれのサイクルでの運転終了後の各取替え燃料集合体の装荷により形成されるサイクルごとの各移行炉心を対象に、それぞれの燃焼特性を評価した。この評価の結果、図９に示す燃焼特性３３が得られた。この燃焼特性３３から明らかであるように、本実施例における各移行炉心に対応する各サイクルでの運転期間３９は、ＦＢＲの多重リサイクルでの燃料組成を有する核燃料物質を用いた燃焼特性における１つの平衡サイクルでの運転期間３７と同じにすることができる。すなわち、１つのサイクルでの運転期間３９は１８ヶ月になる。本実施例における各移行炉心（炉心１を含む）は、制御棒反応度の制限値以下になっている（中性子実効増倍率≦１．０３）。本実施例の炉心１では、主炉停止系制御棒１６で制御可能な燃焼反応度の幅３５が増大する（図９参照）。このため、主炉停止系制御棒１６の本数の増加を避けることができる。 Inner core area Outer core area First replacement fuel assembly 22.4 wt% 24.7 wt%
2nd replacement fuel assembly 22.9wt% 25.2wt%
3rd replacement fuel assembly 20.7 wt% 22.8 wt%
The inventors of the present invention each transition of each core formed by loading the core 1 that is the initial loading core in the present embodiment, and each replacement fuel assembly after the operation in each cycle based on the core 1 is completed. The combustion characteristics of each core were evaluated. As a result of this evaluation, the combustion characteristic 33 shown in FIG. 9 was obtained. As is apparent from the combustion characteristics 33, the operation period 39 in each cycle corresponding to each transition core in the present embodiment is one of the combustion characteristics using the nuclear fuel material having the fuel composition in the multiple recycling of FBR. It can be the same as the operation period 37 in the equilibrium cycle. That is, the operation period 39 in one cycle is 18 months. Each transition core (including core 1) in the present example is below the limit value of the control rod reactivity (neutron effective multiplication factor ≦ 1.03). In the core 1 of the present embodiment, the width 35 of the combustion reactivity that can be controlled by the main reactor stop system control rod 16 is increased (see FIG. 9). For this reason, an increase in the number of main furnace stop system control rods 16 can be avoided.

本実施例の炉心１（初装荷炉心）に装荷する燃料集合体をバッチ数に対応してＭＡの添加率を替えた４種類として、初装荷炉心に装荷された各燃料集合体を、装荷した時点でのＭＡの添加率が少ない順でその添加率別に、初装荷炉心以降の各サイクルの運転終了後に取り替える炉心運用の利点を、以下に説明する。本実施例におけるこの利点を、ＭＡの添加率が同じである複数の初装荷燃料集合体を装荷した高速炉の初装荷炉心（以下、比較炉心という）と比較して説明する。比較炉心に装荷される前述の初装荷燃料集合体の体数は、本実施例の炉心１に装荷された燃料集合体２，３，４，５の合計体数と同じである。比較炉心に装荷される各初装荷燃料集合体におけるＭＡの添加率は、本実施例の炉心におけるＭＡの平均添加率である３ｗｔ％である。これによって、比較炉心では、ＭＡが炉心内に均一に添加されることになる。 The fuel assemblies loaded in the core 1 (initially loaded core) of this example were classified into four types in which the addition rate of MA was changed corresponding to the number of batches, and each fuel assembly loaded in the initially loaded core was loaded. The advantages of core operation to be replaced after the end of the operation of each cycle after the initial loading core according to the addition rate of MA in ascending order will be described below. This advantage in the present embodiment will be described in comparison with an initial loading core (hereinafter referred to as a comparative core) of a fast reactor loaded with a plurality of initially loaded fuel assemblies having the same MA addition rate. The number of the previously loaded fuel assemblies loaded on the comparative core is the same as the total number of fuel assemblies 2, 3, 4, and 5 loaded on the core 1 of the present embodiment. The addition rate of MA in each initially loaded fuel assembly loaded in the comparative core is 3 wt%, which is the average addition rate of MA in the core of this embodiment. As a result, in the comparative core, MA is uniformly added into the core.

以下、初装荷炉心全体のＭＯＸ燃料部の重金属重量をＨＭ（トン）とし、１サイクル当りのＭＡの消滅率を仮に１０％と想定する。第４サイクル末期で移行炉心内に残存するＭＡの重量を、初装荷炉心が本実施の炉心１である場合（以下、ケースＡという）と、初装荷炉心が比較炉心である場合（以下、ケースＢという）とで比較する。 In the following, it is assumed that the weight of heavy metal in the MOX fuel part of the entire initially loaded core is HM (tons), and the disappearance rate of MA per cycle is 10%. The weight of the MA remaining in the transition core at the end of the fourth cycle is determined when the initial loading core is the core 1 of the present embodiment (hereinafter referred to as case A) and when the initial loading core is the comparative core (hereinafter referred to as case). B)).

ケースＡでは、第３サイクル＃３の運転終了後までに、ＭＡ添加率が０、２、４ｗｔ％である燃料集合体２，３，４は全て新しい取替え燃料集合体と交換されている。初装荷炉心に装荷された燃料集合体のうち、第４サイクル＃４で炉心内に残存する燃料集合体は、初装荷炉心に装荷された時点でのＭＡの添加率が６ｗｔ％である燃料集合体のみである。この燃料集合体５は、第４サイクル＃４では４サイクル目の運転を経験することになる。第４サイクル＃４で炉心内に残存する全ての燃料集合体５に含まれているＭＡの重量は（１）式で表される。 In case A, the fuel assemblies 2, 3, and 4 having MA addition rates of 0, 2, and 4 wt% are all replaced with new replacement fuel assemblies by the end of the operation of the third cycle # 3. Of the fuel assemblies loaded in the initial loading core, the fuel assemblies remaining in the core in the fourth cycle # 4 are fuel assemblies whose MA addition rate is 6 wt% when loaded in the initial loading core. Only the body. The fuel assembly 5 experiences the fourth cycle operation in the fourth cycle # 4. The weight of MA contained in all the fuel assemblies 5 remaining in the core in the fourth cycle # 4 is expressed by equation (1).

６／１００×（１−１０／１００×４）×ＨＭ／４
＝９／１０００×ＨＭ …（１）
ケースＢでは、第３サイクル＃３の運転終了後までに初装荷炉心に装荷された初装荷燃料集合体のうち３／４の初装荷燃料集合体が取り出され、残りの１／４の初装荷燃料集合体のみが第４サイクル＃４で４サイクル目の運転を経験する。第４サイクル＃４で炉心に残存する全ての初装荷燃料集合体に含まれているＭＡの重量は（２）式で表される。 6/100 × (1-10 / 100 × 4) × HM / 4
= 9/1000 × HM (1)
In Case B, 3/4 of the initial loaded fuel assemblies loaded in the initial loaded core by the end of the operation of the third cycle # 3 are taken out, and the remaining 1/4 initial loaded fuel assemblies are taken out. Only the fuel assembly experiences the fourth cycle operation in the fourth cycle # 4. The weight of MA contained in all the initially loaded fuel assemblies remaining in the core in the fourth cycle # 4 is expressed by equation (2).

３／１００×（１−１０／１００×４）×ＨＭ／４
＝４．５／１０００×ＨＭ …（２）
図８に示すように、ＭＡの添加割合による反応度増大効果は、核分裂性物質の燃焼が進むにつれて増大するため、炉心内でのＭＡ残存量がより多いケースＡ、すなわち、本実施例の炉心は、比較炉心（ケースＢ）よりも燃焼末期での反応度増大効果が大きくなる。本実施例の炉心は、燃焼反応度の低減効果が大きくなるので、軽水炉から取り出された使用済燃料集合体に含まれる核燃料物質を再処理して再使用する場合でも、ＦＢＲの多重リサイクル組成の核燃料物質を用いる場合と同程度の運転期間を確保することができる。 3/100 × (1-10 / 100 × 4) × HM / 4
= 4.5 / 1000 × HM (2)
As shown in FIG. 8, the reactivity increasing effect due to the addition ratio of MA increases as the fissile material burns, and therefore, the case A in which the remaining amount of MA in the core is larger, that is, the core of the present embodiment. Has a greater reactivity increasing effect at the end of combustion than the comparative core (Case B). Since the core of the present embodiment has a great effect of reducing the combustion reactivity, even when the nuclear fuel material contained in the spent fuel assembly taken out from the light water reactor is reprocessed and reused, the FBR has a multiple recycling composition. It is possible to secure the same operating period as when using nuclear fuel material.

また、本実施例は、長半減期のＭＡ核種を核変換によって短半減期核種に変換できる利点も有し、長期に渡る高レベル放射性廃棄物の放射能の減衰が早められる。したがって、本実施例の炉心１は、環境負荷を軽減することができる。 In addition, this example also has the advantage that a long half-life MA nuclide can be converted to a short half-life nuclide by nuclear transmutation, which accelerates the decay of radioactivity of high-level radioactive waste over a long period of time. Therefore, the core 1 of the present embodiment can reduce the environmental load.

本実施例の炉心１は、軽水炉からＦＢＲへの移行期に想定されるＰｕ−２４１の同位体割合が多い、軽水炉から取り出された使用済み燃料集合体から回収された核燃料物質の再処理によって得られるＰｕ組成を有する核燃料物質を用いた場合でも、軽水炉の使用済み燃料集合体から回収したＭＡをその核燃料物質に添加することによってＦＢＲの移行炉心の燃焼反応度の増加を抑制することができる。このため、本実施例の炉心１は、ＦＢＲの多重リサイクルでの燃料組成を有する核燃料物質を用いる平衡炉心を対象に設計された制御棒（主炉停止系制御棒１６及び後備炉停止系制御棒１７）の本数を増加することなく、所要の連続運転期間を確保することができる。 The core 1 of the present embodiment is obtained by reprocessing nuclear fuel material recovered from spent fuel assemblies taken out from the light water reactor, which has a high isotope ratio of Pu-241 assumed in the transition period from the light water reactor to the FBR. Even when a nuclear fuel material having a Pu composition is used, an increase in the combustion reactivity of the FBR transition core can be suppressed by adding MA recovered from the spent fuel assembly of the light water reactor to the nuclear fuel material. For this reason, the core 1 of the present embodiment is a control rod (main reactor stop system control rod 16 and post-furnace reactor stop system control rod) designed for an equilibrium core using a nuclear fuel material having a fuel composition in multiple recycling of FBR. The required continuous operation period can be ensured without increasing the number of 17).

本発明の他の実施例である実施例２の高速炉の炉心を、図１０を用いて以下に説明する。一般に、高速炉の炉心において、炉心領域に装荷する燃料集合体にＭＡを添加した場合には、ＭＡの作用によって低エネルギー側の中性子吸収割合が増加すると共に、高速核分裂の割合も増加する。このため、高速炉の炉心では、中性子のスペクトルが硬くなる（平均エネルギーが高エネルギー側にシフトする）傾向を有する。一方、制御棒を構成する中性子吸収材である炭化ホウ素（Ｂ４Ｃ）の（ｎ、α）反応の中性子断面積は、中性子のエネルギーの増加に伴って減少する。したがって、燃料集合体内へのＭＡの添加により制御棒価値も減少する。 The core of the fast reactor according to embodiment 2, which is another embodiment of the present invention, will be described below with reference to FIG. In general, when MA is added to a fuel assembly loaded in the core region in the core of a fast reactor, the neutron absorption rate on the low energy side increases due to the action of MA, and the rate of fast fission also increases. For this reason, in the core of a fast reactor, the spectrum of neutrons tends to be hard (average energy shifts to the high energy side). On the other hand, the neutron cross section of the (n, α) reaction of boron carbide (B4C), which is a neutron absorber constituting the control rod, decreases as the neutron energy increases. Therefore, the addition of MA into the fuel assembly also reduces the control rod value.

本実施例の高速炉の炉心１Ａは、図１０に示すように、内側炉心領域６に装荷された複数の初装荷燃料集合体のうち、ＭＡの添加率が低い燃料集合体４１，４２を、主炉停止系制御棒１６及び後備炉停止系制御棒１７に隣接させて配置している。ＭＡの添加率が高い燃料集合体４３は、内側炉心領域６内において、主炉停止系制御棒１６または後備炉停止系制御棒１７との間に燃料集合体４１または燃料集合体４２を介在させて配置されている。炉心１Ａへの装荷時において、燃料集合体４１のＭＡ添加率は０ｗｔ％で、燃料集合体４２のＭＡ添加率は２ｗｔ％である。燃料集合体４３は、ＭＡ添加率４ｗｔ％の燃料集合体及びＭＡ添加率６ｗｔ％の燃料集合体の２種類が存在する。外側炉心領域８には、実施例１で用いた燃料集合体２Ｂ，３Ｂ，４Ｂ，５Ｂが装荷されている。炉心１Ａも初装荷炉心である。 As shown in FIG. 10, the fast reactor core 1 A of the present embodiment includes fuel assemblies 41 and 42 having a low MA addition rate among a plurality of initially loaded fuel assemblies loaded in the inner core region 6. It is arranged adjacent to the main furnace stop system control rod 16 and the post-furnace stop system control rod 17. In the inner core region 6, the fuel assembly 43 having a high MA addition rate has the fuel assembly 41 or the fuel assembly 42 interposed between the main reactor stop system control rod 16 or the post-reactor shutdown system control rod 17. Are arranged. When the reactor core 1A is loaded, the MA addition rate of the fuel assembly 41 is 0 wt%, and the MA addition rate of the fuel assembly 42 is 2 wt%. There are two types of fuel assemblies 43: a fuel assembly with an MA addition rate of 4 wt% and a fuel assembly with an MA addition rate of 6 wt%. The outer core region 8 is loaded with the fuel assemblies 2B, 3B, 4B, and 5B used in the first embodiment. The core 1A is also an initial loading core.

第１サイクルの運転が終了した時点で、燃料集合体４３に含まれるＭＡの残存率は、装荷時に４ｗｔ％のＭＡを含んでいた燃料集合体では約３．６ｗｔ％、装荷時に６ｗｔ％のＭＡを含んでいた燃料集合体では５．４ｗｔ％になる。取替え燃料集合体２１ＡのＭＡ添加率は５ｗｔ％であるので、燃料集合体４１を取り出した後にこの燃料集合体４１が配置されていた位置に、装荷時にＭＡの添加率が４ｗｔ％であった燃料集合体を移す（シャフリングする）。移された、装荷時にＭＡ添加率が４ｗｔ％であった燃料集合体が装荷されていた位置に、取替え燃料集合体２１Ａを装荷する。外側炉心領域８においても、燃料集合体２Ｂが取り出され、取替え燃料集合体２１Ｂが装荷される。第２サイクル以降の各サイクルでの運転が終了した後、同様に、運転終了後に炉心１Ａ内に存在する燃料集合体のＭＡ残存率と装荷される取替燃料集合体のＭＡ添加率の大小を比較し、燃料集合体のシャフリングの実施を判断する。本実施例の炉心１Ａは、外側炉心領域８には制御棒が配置されていないため、ＭＡ添加率が異なる４種類の初装荷燃料集合体である燃料集合体２Ｂ，３Ｂ，４Ｂ，５Ｂは均等に分散配置しており、炉内滞在期間中のシャフリングが不要である。 When the operation of the first cycle is completed, the residual ratio of the MA contained in the fuel assembly 43 is about 3.6 wt% for the fuel assembly containing 4 wt% MA at the time of loading, and 6 wt% MA at the time of loading. In the fuel assembly containing the amount of 5.4 wt%. Since the MA addition rate of the replacement fuel assembly 21A is 5 wt%, the fuel whose MA addition rate was 4 wt% at the position where the fuel assembly 41 was disposed after the fuel assembly 41 was taken out was loaded. Move the aggregate (shuffle). The replacement fuel assembly 21A is loaded at the transferred position where the fuel assembly having the MA addition rate of 4 wt% at the time of loading is loaded. Also in the outer core region 8, the fuel assembly 2B is taken out and the replacement fuel assembly 21B is loaded. After the operation in each cycle after the second cycle is completed, similarly, the magnitude of the MA remaining rate of the fuel assemblies existing in the core 1A after the operation ends and the MA addition rate of the replacement fuel assemblies to be loaded are In comparison, it is determined whether or not the fuel assembly is to be shuffled. In the core 1A of the present embodiment, since no control rod is arranged in the outer core region 8, the fuel assemblies 2B, 3B, 4B, and 5B that are four types of initially loaded fuel assemblies having different MA addition rates are equal. The shuffling is not required during the stay in the furnace.

本実施例の炉心１Ａによれば、ＭＡ添加率の低い燃料集合体４１，４２を主炉停止系制御棒１６及び後備炉停止系制御棒１７に隣接させて配置しているので、ＭＡの燃料集合体への添加に伴う制御棒価値の減少をより小さくすることができる。炉心１Ａは、実施例１の炉心１によって生じる効果を得ることができる。 According to the core 1A of the present embodiment, the fuel assemblies 41 and 42 having a low MA addition rate are arranged adjacent to the main reactor stop system control rod 16 and the post-furnace reactor stop system control rod 17, so that the fuel of the MA The reduction in control rod value associated with addition to the aggregate can be made smaller. The core 1A can obtain the effects produced by the core 1 of the first embodiment.

本発明の好適な一実施例である実施例１の高速炉の炉心の概略構成を模式的に示す説明図である。It is explanatory drawing which shows typically schematic structure of the core of the fast reactor of Example 1 which is one suitable Example of this invention. 図１に示す炉心の詳細構成を示す横断面である。It is a cross section which shows the detailed structure of the core shown in FIG. 図２に示す炉心の縦断面における各領域の配置を示す構成図である。It is a block diagram which shows arrangement | positioning of each area | region in the longitudinal cross-section of the core shown in FIG. 図２に示す炉心である初装荷炉心に配置される各燃料集合体の燃料組成の割合を示し、（Ａ）は内側炉心領域に配置された各燃料集合体の燃料組成の割合を示す説明図、（Ｂ）は外側炉心領域に配置された各燃料集合体の燃料組成の割合を示す説明図である。2 shows the ratio of the fuel composition of each fuel assembly arranged in the initially loaded core, which is the core shown in FIG. 2, and (A) is an explanatory diagram showing the ratio of the fuel composition of each fuel assembly arranged in the inner core region. (B) is explanatory drawing which shows the ratio of the fuel composition of each fuel assembly arrange | positioned in an outer core area | region. 図２に示す炉心における平衡炉心への移行期間における燃料交換を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the fuel replacement | exchange in the transition period to the equilibrium core in the core shown in FIG. 図１に示す炉心に装荷される取替え燃料集合体の燃料組成を示し、（Ａ）は内側炉心領域に装荷される各取替え燃料集合体の燃料組成の割合を示す説明図、（Ｂ）は外側炉心領域に装荷される各取替え燃料集合体の燃料組成の割合を示す説明図である。1 shows the fuel composition of the replacement fuel assembly loaded in the core shown in FIG. 1, (A) is an explanatory view showing the ratio of the fuel composition of each replacement fuel assembly loaded in the inner core region, and (B) is the outer side. It is explanatory drawing which shows the ratio of the fuel composition of each replacement fuel assembly loaded to a core area | region. 軽水炉から取り出された使用済燃料集合体に含まれた核燃料物質及びＦＢＲの平衡サイクルで用いられる新燃料集合体に含まれた核燃料物質におけるＴＲＵ組成を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the TRU composition in the nuclear fuel material contained in the nuclear fuel material contained in the spent fuel assembly taken out from the light water reactor, and the new fuel assembly used in the equilibrium cycle of FBR. ＦＢＲ用の燃料集合体にＭＡを添加した場合における、中性子無限増倍率のＭＡ混合割合及び燃焼度への依存性を示す特性図である。FIG. 5 is a characteristic diagram showing the dependence of the neutron infinite multiplication factor on the MA mixing ratio and burnup when MA is added to the fuel assembly for FBR. 図１に示すＭＡの添加率を有する炉心の移行炉心、及びＦＢＲの多重リサイクルでの燃料組成を有する核燃料物質を有する炉心の各移行炉心での中性子実効増倍率の燃焼特性を示す説明図である。FIG. 2 is an explanatory diagram showing combustion characteristics of the effective neutron multiplication factor in each transition core of the transition core of the core having the addition rate of MA shown in FIG. 1 and the core having the nuclear fuel material having the fuel composition in the multiple recycling of FBR. . 本発明の他の実施例である実施例２の高速炉の炉心の詳細構成を示す横断面図である。It is a cross-sectional view which shows the detailed structure of the core of the fast reactor of Example 2 which is another Example of this invention.

Explanation of symbols

１，１Ａ…炉心、２，２Ａ，２Ｂ，３，３Ａ，３Ｂ，４，４Ａ，４Ｂ，５，５Ａ，５Ｂ…燃料集合体、６…内側炉心領域、７…内側炉心燃料集合体、８…外側炉心領域、９…外側炉心燃料集合体、１０…半径方向ブランケット領域、１１…ブランケット燃料集合体、１６…主炉停止系制御棒、１７…後備炉停止系制御棒、２１Ａ、２１Ｂ，２２Ａ，２２Ｂ，２３Ａ，２３Ｂ…取替え燃料集合体、４４…上部ブランケット領域、４５…下部ブランケット領域。 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1,1A ... Core, 2, 2A, 2B, 3, 3A, 3B, 4, 4A, 4B, 5, 5A, 5B ... Fuel assembly, 6 ... Inner core area, 7 ... Inner core fuel assembly, 8 ... Outer core region, 9 ... Outer core fuel assembly, 10 ... Radial blanket region, 11 ... Blanket fuel assembly, 16 ... Main reactor stop system control rod, 17 ... Rear reactor stop system control rod, 21A, 21B, 22A, 22B, 23A, 23B ... replacement fuel assembly, 44 ... upper blanket region, 45 ... lower blanket region.

Claims

In a fast reactor core in which a plurality of fuel assemblies filled with nuclear fuel material containing plutonium are loaded and a plurality of control rods are inserted,
The plurality of fuel assemblies are divided into a plurality of groups having different periods of stay in the furnace,
The addition rate of the minor actinides of the first fuel assemblies belonging to the group of the first stay period shorter than the second stay period is the second of the second belonging to the group of the second stay period. A fast reactor core characterized in that the addition rate of the fuel assembly is smaller.

In a fast reactor core in which a plurality of fuel assemblies filled with nuclear fuel material containing plutonium are loaded and a plurality of control rods are inserted,
The plurality of fuel assemblies are divided into a plurality of groups having different periods of stay in the furnace,
The addition rate of the minor actinides of the first fuel assemblies belonging to the group of the first stay period shorter than the second stay period is the second of the second belonging to the group of the second stay period. It is smaller than the addition rate of the fuel assembly,
The core of a fast reactor, wherein the first fuel assembly is disposed adjacent to the control rod.

After the operation of the fast reactor in the first cycle is completed, the first fuel assembly disposed in the core is taken out from the core of the fast reactor according to claim 1, and the next cycle of the first cycle A fuel handling method for a fast reactor, wherein after the operation of the fast reactor in the second cycle is completed, the second fuel assembly is taken out from the core.

After the operation of the fast reactor in the first cycle is completed, the first fuel assembly disposed at a position adjacent to the control rod in the core from the core of the fast reactor according to claim 2. And after the second fuel assembly is moved to a position adjacent to the control rod and the operation of the fast reactor in the second cycle, which is the next cycle of the first cycle, is completed, from the core The fuel handling method for a fast reactor, wherein the second fuel assembly adjacent to the control rod is taken out.