JP2014010022A - 燃料集合体及び原子炉の炉心 - Google Patents

Abstract

【課題】原子力プラントの保守及び補修性を向上することができる燃料集合体及び原子炉の炉心を提供することにある。
【解決手段】高速増殖炉の炉心に装荷される燃料集合体は複数の燃料棒１Ａを有する。燃料棒１Ａは液体核燃料物質２、ステンレス鋼製の密封された被覆管３及びハステロイ−Ｎ製の内管２２を有する。密封された内管２２は被覆管３内に配置されて被覆管３の内面全面を覆っている。液体核燃料物質２は内管２２内に充填される。液体核燃料物質２は、例えば、Ｔｈ−２３２及びＵ−２３３を含むフッ化物溶融塩であり、高速増殖炉の運転時において液体になる。被覆管３の外面は冷却材の液体金属に接触している。Ｔｈ−２３２の中性子吸収反応で生じるＴｌ−２０８が液体金属中に流出しないので、高速増殖炉の構造部材（一次系配管及び一次系ポンプ等）の保守性及び補修性が向上する。
【選択図】図４

Description

本発明は、燃料集合体及び原子炉の炉心に係り、特に、トリウム（Ｔｈ）を用いる燃料集合体に適用するのに好適な燃料集合体及び原子炉の炉心に関する。

核燃料物質のうち、トリウム（Ｔｈ）は、地球においてウラン（Ｕ）の約４倍あり、ウランよりもよりも豊富に存在している。原子番号はウランの９２に対してトリウムが９０と小さいため、原子炉の炉心内でトリウムに中性子を照射した場合、プルトニウム（Ｐｕ）及びマイナーアクチニド（ＭＡ）と言った、超ウラン元素（ＴＲＵ：Transuraniumu）の生成量がＵ−Ｐｕサイクルの場合と比べて少なく、トリウムには核不拡散及び廃棄物削減の利点があるとされている。

Nobuhide SUZUKI and Yoichiro SHIMAZU： Reactivity-Initiated-Accident Analysis without Scram of a Molten Salt Reactor, Journal of NUCLEAR SCIENCE and TECHNOLOGY, Vol.45, No.6, p.575-581(2008)は、図１（５７６頁）に、トリウムのフッ化物溶融塩（^７ＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＴｈＦ_４−ＵＦ_６）が液体状で核燃料物質と冷却材を兼ねている溶融塩炉（ＭＳＲ：Molten Salt Reactor）の概要を示している。この溶融塩炉は、中性子減速材である黒鉛によって取り囲まれた炉心領域、熱交換器、炉心領域及び熱交換器を連絡して一次系の閉ループを構成する一次系配管、一次系配管に設けられた一次系ポンプ、蒸気発生器、熱交換器及び蒸気発生器を連絡して二次系の閉ループを構成する二次系配管、及び二次系配管に設けられた二次系ポンプを有している。トリウムのフッ化物溶融塩に含まれるトリウムの核分裂連鎖反応は、中性子減速材である黒鉛によって取り囲まれた炉心領域で継続される。しかしながら、トリウムの核分裂は熱交換器、一次系配管及び一次系ポンプ内では起こらない。炉心領域内で核分裂によって温度が上昇したトリウムのフッ化物溶融塩は、一次系ポンプの駆動により一次系の閉ループ内を循環する。トリウムのフッ化物溶融塩が持っている熱は、熱交換器において二次系の閉ループ内を流れるトリウムを含まない溶融塩（ＮａＢＦ_４−ＮａＦ）に伝えられ、さらに、蒸気発生器内で水に伝えられる。蒸気発生器内で水の加熱により発生した蒸気によってタービンが駆動されて発電される。

一次系の閉ループ内を流れるトリウムのフッ化物溶融塩の温度が異常に高くなると、炉心領域の下方で一次系配管に設けられたフリーズ・バルブが溶融してその溶融塩がドレンタンクに落下することによって、炉心領域での核分裂連鎖反応が停止される。溶融塩炉では、運転中にＸｅなどの揮発性の核分裂生成物（ＦＰ：Fission Products）の連続抜き出しが可能であり、また核燃料物質であるトリウムのフッ化物溶融塩の連続追加も可能である。

トリウムのフッ化物溶融塩を用いた溶融塩炉は、特開昭６２−１３０３８４号公報、特開昭６３−２６９０９３号公報、及び山脇道夫、山名元、宇根崎博信、福田幸朔「トリウム燃料サイクルの研究開発と動向、高い核拡散抵抗性と優れた特性を有するトリウム燃料サイクル（第Ｉ部）」、日本原子力学会誌特集、Ｖｏｌ．４７、Ｎｏ．１２（２００５）にも記載されている。

特開昭６２−１３０３８４号公報 特開昭６３−２６９０９３号公報

Nobuhide SUZUKI and Yoichiro SHIMAZU「Reactivity-Initiated-Accident Analysis without Scram of a Molten Salt Reactor」、Journal of NUCLEAR SCIENCE and TECHNOLOGY, Vol.45, No.6, p.575-581(2008) 山脇道夫、山名元、宇根崎博信、福田幸朔「トリウム燃料サイクルの研究開発と動向、高い核拡散抵抗性と優れた特性を有するトリウム燃料サイクル（第Ｉ部）」、日本原子力学会誌特集、Ｖｏｌ．４７、Ｎｏ．１２（２００５）

溶融塩炉では、核分裂性生成物（ＦＰ）、及びＴｈ−２３２の中性子吸収反応で微量に生成されるＵ−２３２のα崩壊系列生成核種であるＴｌ−２０８（タリウム−２０８）の高エネルギーガンマ線源が一次系の閉ループ内を循環するため、一次系の閉ループに設けられる一次系配管及び一次系ポンプ等の配管、機器の保守及び補修は、遠隔操作で行わなければならない。また、トリウムのフッ化物溶融塩の融点が約５００℃と高いので、一次系配管の枝管におけるその溶融塩の凍結を防止するため、大規模の余熱ヒータが必要になると考えられる。

本発明の目的は、原子力プラントの保守性及び補修性を向上することができる燃料集合体及び原子炉の炉心を提供することにある。

上記した目的を達成する本発明の特徴は、密封された被覆管内に原子力プラントの運転時に液体となる液体核燃料物質を充填している複数の燃料棒と、それぞれの燃料棒の下端部を支持する燃料棒支持部材とを有することにある。

液体核燃料物質を密封された被覆管内に充填しているので、液体核燃料物質が、燃料棒を冷却するために被覆管の外面に接触する冷却材と接触しないので、液体核燃料物質の中性子吸収反応で生成される放射性核種が冷却材中に流出しない。このため、冷却材と接触する、原子力プラントを構成する構造部材の保守性及び補修性を向上することができる。

好ましくは、被覆管内に、被覆管の内面全面を覆う内管を配置し、この内管内に液体核燃料物質を充填することが望ましい。内管を被覆管内に配置することによって、液体核燃料物質が内管及び被覆管で二重に取り囲まれることになり、万一、被覆管が破損した場合において、液体核燃料物質が冷却材中に流出することを内管によって避けることができる。

本発明によれば、原子力プラントの運転時に液体となる液体核燃料物質を充填している燃料棒を用いた場合に、原子力プラントの保守性及び補修性を向上することができる。

本発明の好適な一実施例である実施例１の燃料集合体に用いられる燃料棒の縦断面図である。 本発明の他の実施例である実施例２の燃料集合体が装荷された高速炉の炉心の１／２の横断面図である。 図２に示す高速炉の炉心の炉心領域に装荷される本発明の実施例２の燃料集合体の横断面図である。 図３に示す燃料集合体に用いられる燃料棒の縦断面図である。 本発明の他の実施例である実施例２の燃料集合体が炉心に装荷されている沸騰水型原子炉の縦断面図である。 図５に示す原子炉圧力容器内に配置された炉心の１／４の横断面図である。 図６に示す炉心に装荷される燃料集合体の横断面図である。 図７に示す燃料集合体に用いられる燃料棒の縦断面図である。

本発明の実施例を以下に説明する。

本発明の好適な一実施例である実施例１の燃料集合体に用いられる燃料棒を、図１を用いて説明する。この燃料棒は、高速増殖炉の炉心に装荷される燃料集合体に用いられる。

高速増殖炉に用いられる燃料集合体は、複数の燃料棒１を有し、図１に示されていないが、これらの燃料棒の下端部をエントランスノズルの上端部に取り付けられた支持板（燃料棒支持部材）にて保持し、これらの燃料棒をエントランスノズルの上端部に取り付けられた横断面が六角形の筒状体であるステンレス鋼製のラッパ管によって取り囲んだ構成を有する。支持板はラッパ管の内側に配置される。各燃料棒１の外面にはワイヤスペーサが巻き付けられており、このワイヤスペーサによって燃料棒１相互間に間隙（冷却材通路）を形成している。

本実施例の燃料集合体に用いられる燃料棒１を、図１を用いて具体的に説明する。燃料棒１は、ステンレス鋼製で円筒状の被覆管３及び液体核燃料物質２を有する。液体核燃料物質２は、両端部が密封された被覆管３内に充填されている。液体核燃料物質２は、高速増殖炉の運転時において液体状になる物質であり、例えば、トリウム（例えば、Ｔｈ−２３２）及び核分裂性物質を含むフッ化物溶融塩である。核分裂性物質としては、Ｕ−２３３，Ｕ−２３５，Ｐｕ−２３９及びＰｕ−２４１のいずれかが用いられる。燃料棒１では、核分裂性物質としてＵ−２３３を用いている。燃料棒１では、被覆管３内の上端部にガスプレナム４が形成されている。ガスプレナム４は、液体核燃料物質２に含まれるトリウム及びＵ−２３３の核分裂によって発生する核分裂生成ガスを蓄え、被覆管３内の圧力上昇を抑制する。

複数の燃料棒１を有する複数の燃料集合体が装荷された炉心を有する高速増殖炉の運転時において、冷却材である液体金属が、燃料集合体内に流入して燃料棒１の相互間に形成された冷却材通路を上昇し、各燃料棒１を冷却する。その冷却材通路内を上昇する間に加熱されて温度が上昇した液体金属（例えば、液体ナトリウム）が各燃料集合体から流出する。

液体核燃料物質２は、燃料棒１の高速増殖炉内での積算の中性子照射時間が増大しても液体状であるため、燃料棒１の軸方向において組成は均一となる。このため、液体核燃料物質２が内部に充填された燃料棒１では、固体の核燃料物質（例えば、ＵＯ_２）を充填した燃料棒のような燃焼度分布は生じない。すなわち、固体核燃料物質を充填した燃料棒では、一般に、燃料取出し時の燃焼度は、燃料棒の軸方向において、両端部でそれぞれ低くなっており、中央部で高くなっており、コサイン分布に近い燃焼度分布を生じる。燃料棒の被覆管の使用制限は、高速中性子（≧０．１ＭｅＶ）の照射量によって規定されるので、固体核燃料物質を充填した燃料棒では、燃焼度が最大となる、燃料棒の軸方向の中央部における燃焼度の値で被覆管の使用が制限される。

これに対して、燃料棒１では、内部に充填された液体核燃料物質２の燃焼度は、燃料棒１の軸方向において均一になる、すなわち、その軸方向のいずれの部分においても平均値となるので、被覆管３の燃焼度制限、すなわち、高速中性子照射量制限に対して、平均の燃焼度は、固体核燃料物質を充填した燃料棒と比較して高くなる。したがって、同じ濃縮度もしくは同じＰｕ富化度である場合、燃料棒１は、固体核燃料物質を充填した燃料棒に比べて、より長く炉心内で高速中性子を照射することが可能になり、結果的に経済が向上する。

燃料棒１は密封された被覆管３内に液体核燃料物質２を充填しているため、燃料棒１を含む燃料集合体が高速増殖炉の炉心に装荷され燃料棒１が健全な状態では、液体核燃料物質２が被覆管３の外側を流れている冷却材である液体金属と接触しない。このため、トリウムの中性子吸収反応で生じるＴｌ−２０８（α崩壊系列生成核種）が液体金属中に流出しないので、この液体金属と接触する、高速増殖炉プラントの一次系の閉ループを構成する構造部材（一次系配管及び一次系ポンプ等）の保守性及び補修性が向上する。さらに、被覆管内に液体核燃料物質２を閉じ込めている燃料棒１は、高速増殖炉の運転中に高温になる炉心に装荷されているので、液体核燃料物質２を加熱する予熱ヒータは不要である。すなわち、枝管を予熱する大規模な余熱ヒータの設置は不要である。

本発明の他の実施例である実施例２の燃料集合体を、図３及び図４を用いて説明する。図３に示された本実施例の燃料集合体は、図２に示す高速増殖炉の炉心１０に装荷される燃料集合体１７，１８であり、横断面が六角形の筒状体であるステンレス鋼製のラッパ管２３内に複数の燃料棒１Ａを配置している。これらの燃料棒１Ａは、図示されていないが、エントランスノズルの上端部に取り付けられた支持板（燃料棒支持部材）により下端部が支持されている。ラッパ管２３の下端部がエントランスノズルの上端部に取り付けられる。支持板はラッパ管２３の内側に配置される。各燃料棒１Ａの外面にはワイヤスペーサが巻き付けられており、このワイヤスペーサによって燃料棒１Ａ相互間に間隙（冷却材通路）を形成している。

燃料棒１Ａは、実施例１の燃料集合体に用いられる燃料棒１の密封された被覆管３内に、被覆管３の内面を覆う耐食性のハステロイ（登録商標）、例えば、ハステロイ−Ｎ製の内管２２を配置している。燃料棒１Ａは、さらに、燃料棒１と同じく液体核燃料物質２を有する。すなわち、燃料棒１Ａは、密封された被覆管３内に密封された内管２２を配置し、被覆管３の内面の全面を内管２２で覆っており、液体核燃料物質２を内管２２内に充填している。内管２２内で被覆管３の上端部にガスプレナム４を形成している。液体核燃料物質２は、実施例１で用いられる液体核燃料物質２と同じ組成を有する。

ハステロイ−Ｎは、７１ｗｔ％のＮｉ、０．２ｗｔ％以下のＣｏ、７ｗｔ％のＣｒ、１６ｗｔ％のＭｏ、０．５ｗｔ％以下のＷ、５ｗｔ％以下のＦｅ、１ｗｔ％以下のＳｉ、０．８ｗｔ％以下のＭｎ、０．０８ｗｔ％以下のＣ及び０．３５ｗｔ％以下のＣｕを含んでいる。さらに、ハステロイ−ＮはＡｌ及びＴｉの合計の含有量が０．５ｗｔ％以下になっている。

高速増殖炉プラントは、原子炉容器内に高速増殖炉の炉心１０を配置している。燃料棒１Ａを有する燃料集合体１７，１９が装荷される高速増殖炉の炉心１０を、図２を用いて説明する。炉心１０は、電気出力は１５０万ｋＷｅ級の高速増殖炉の炉心である。

高速増殖炉の炉心１０は、半径方向において、炉心燃料領域２、炉心燃料領域１１を取り囲む半径方向ブランケット領域１４、半径方向ブランケット領域１４を取り囲む第１遮へい体領域１５、及び第１遮へい体領域１５を取り囲む第２遮へい体領域１６を有する。炉心燃料領域１１は内側炉心燃料領域１２及び外側炉心燃料領域１３を有し、外側炉心燃料領域１３が内側炉心燃料領域１２を取り囲んでいる。

複数の燃料集合体１７が内側炉心燃料領域１２に装荷され、複数の燃料集合体１８が外側炉心燃料領域１３に装荷される。外側炉心燃料領域１３に装荷される燃料集合体１８の核分裂性物質の平均濃縮度は、内側炉心燃料領域１２に装荷される燃料集合体１７のその平均濃縮度よりも高い。複数のブランケット燃料集合体１９が半径方向ブランケット領域１４に装荷されている。半径方向ブランケット領域１４には、ブランケット燃料集合体１９が外側炉心燃料領域１３を取り囲んで環状に一層配置されている。燃料集合体１７，１８及びブランケット燃料集合体１９は、横断面が正六角形をしている。横断面が正六角形のステンレス鋼製の複数の遮へい体集合体２０が、第１遮へい体領域１５に装荷されている。第１遮へい体領域１５には、複数の遮へい体集合体２０が半径方向ブランケット領域１４を取り囲んで環状に一層配置されている。第１遮へい体領域１５を取り囲んでいる第２遮へい体領域１６は、横断面が正六角形をしている、炭化ホウ素を含んでいる複数の遮へい体集合体２１を装荷している。中性子吸収材である炭化ホウ素を充填した複数の制御棒集合体２３が、内側炉心燃料領域１２内に配置される。これらの制御棒集合体２３を炉心１に出し入れすることによって、高速増殖炉の原子炉出力が制御される。

炉心１０を有する高速増殖炉プラントの運転時において、冷却材である液体金属（例えば、液体ナトリウム）は、燃料集合体１７，１８内に流入して燃料棒１Ａの相互間に形成された冷却材通路を上昇し、各燃料棒１Ａを冷却する。その冷却材通路内を上昇する間に加熱されて温度が上昇した液体金属（例えば、液体ナトリウム）が各燃料集合体１７，１８から流出する。各燃料集合体１７，１８から流出した液体金属は、原子炉容器に接続された一次冷却系配管を通って中間熱交換器に流入し、中間熱交換器において二次冷却系の液体金属と熱交換される。中間熱交換器内で温度が低下した一次冷却系の液体金属は、閉ループを形成する一次冷却系配管を通って原子炉容器内に戻され、さらに炉心１０に供給されて燃料棒１Ａの冷却に使用される。

本実施例は実施例１で得られる各効果を得ることができる。

高速増殖炉プラントの運転中において、燃料集合体１７，１８に各燃料棒１Ａに充填された核分裂性物質、例えば、Ｕ−２３３等の核分裂によって発生する、中性子を吸収するキセノン等の核分裂生成ガスが、各燃料棒１Ａ内のガスプレナム４に放出される。このため、燃料集合体１７，１８は、固体の核燃料物質を充填した燃料棒を有する燃料集合体と比較して、燃焼に伴う反応度の低下が抑制され、中性子経済性が向上する。また、燃料棒１Ａは、充填した液体核燃料物質２を内管２２及び被覆管３で二重に覆っているため、万が一、被覆管３が破損した場合でも、実施例１に用いられる燃料棒１と比べて、放射性物質が外部に放出される確率が低減される。

本実施例によれば、燃料棒１Ａを有する燃料集合体１７，１８を炉心１０に装荷した高速増殖炉プラントにおいて異常な過渡変化または事故を想定したときに、燃料棒１Ａの温度が上昇すると、燃料棒１Ａ内の液体核燃料物質２が熱膨張するので、炉心１０における燃料有効長における水平断面平均の核分裂性物質の密度が減少し、負の反応度が投入される。このとめ、高速増殖炉プラントの安全性が向上する。

各燃料棒１Ａで発生する熱は、ラッパ管２３内において燃料棒１Ａの相互間に形成された冷却材通路を上昇する液体金属によって除去される。このため、万一、外部電源喪失事象が発生した場合には、各燃料棒１Ａで発生する熱は、炉心１０を内蔵する原子炉容器に設置した、伝熱管を有する直接炉心冷却系崩壊熱除去システムにおける、一次冷却系の液体金属の自然循環力と、空気冷却器による自然循環液体金属の冷却によって、受動的に除去される。

本発明の他の実施例である実施例３の燃料集合体を、図７及び図８を用いて説明する。図７に示された本実施例の燃料集合体は、図５及び図６に示す沸騰水型原子炉プラントの炉心２６に装荷される燃料集合体２７であり、横断面が正方形の筒状体であるチャンネルボックス２８内に複数の燃料棒１Ｂを配置している。燃料集合体２７は、図示されていないが、下部タイプレート（燃料棒支持部材）、上部タイプレート、複数の燃料スペーサを有する。チャンネルボックス２８内に配置された各燃料棒１Ｂの下端部が下部タイプレートによって支持され、各燃料棒１Ｂの上端部が上部タイプレートによって保持される。複数の燃料スペーサが燃料集合体２７の軸方向に配置され、各燃料スペーサが燃料棒１Ｂの相互間に所定幅の間隙（冷却材通路）を形成するように各燃料棒１Ｂを保持している。

複数の燃料集合体２７を装荷した炉心２６を有する沸騰水型原子炉の概略構成を、図５を用いて説明する。この沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器２５及び原子炉格納容器２９を備えている。互いに分離されたドライウェル３０及び圧力抑制室３１が原子炉格納容器２９内に形成される。原子炉圧力容器２５は、ドライウェル３０に配置され、原子炉格納容器２９によって取り囲まれている。複数の燃料集合体２７が装荷された炉心２７（図６参照）が原子炉圧力容器２５内に配置される。

燃料棒１Ｂは、ジルコニウム合金製の密封された被覆管３Ａ内にハステロイ―Ｎ製の内管２２を配置し、この内管２２内に液体核燃料物質２を充填している。内管２２は被覆管３Ａの内面を覆っている。燃料棒１Ｂに用いられる液体核燃料物質２は、実施例１で用いられる液体核燃料物質２と同様に、トリウム（例えば、Ｔｈ−２３２）及び核分裂性物質（例えば、Ｕ−２３３）を含むフッ化物溶融塩である。

原子炉圧力容器２５内には冷却水が充填されている。沸騰水型原子力プラントの運転中、この冷却水が炉心２６に供給されて燃料集合体２７内に流入し、燃料棒１Ｂの相互間に形成された冷却材通路を上昇する。この冷却材通路を上昇する冷却水は、燃料棒１Ｂで発生した熱によって加熱され、一部が蒸気になる。蒸気及び冷却水を含む気液二相流が燃料集合体２７の上方に流出し、気水分離器（図示せず）で蒸気が冷却水から分離され、さらに蒸気乾燥器（図示せず）によって湿分が分離された蒸気が、発電機（図示せず）が連結されたタービン（図示せず）に供給される。気水分離器及び蒸気乾燥器は、原子炉圧力容器内で炉心２６の上方に配置される。

液体核燃料物質２を内部に充填した燃料棒１Ｂを有する本実施例の燃料集合体２７は、実施例２で生じる各効果を得ることができる。特に、トリウムの中性子吸収反応で生じるＴｌ−２０８（α崩壊系列生成核種）が冷却水中に流出しないので、この冷却水と接触する、沸騰水型原子力プラントを構成する構造部材（例えば、原子炉圧力容器２５内に設置された炉内構造物、及び原子炉圧力容器２５に連絡される再循環系配管及び原子炉浄化系の配管等）の保守性及び補修性が向上する。さらに、被覆管３Ａ内に液体核燃料物質２を閉じ込めている燃料棒１Ｂは、沸騰水型原子力プラントの運転中に高温になる炉心２６に装荷されているので、液体核燃料物質２を加熱する予熱ヒータは不要である。すなわち、枝管を予熱する大規模な余熱ヒータの設置は不要である。

Ｔｈ−２３２及びＵ−２３３を含む液体核燃料物質２を充填した燃料棒１Ｂを有する燃料集合体２７を装荷した炉心２６を備えた沸騰水型原子炉では、低エネルギーにおいてもＵ−２３３の中性子生成率（＝生成される中性子数／消費される中性子数）が２を超えているので、核分裂性物質の増殖が可能となる。

燃料棒１及び１Ｂは、加圧水型原子力プラントの炉心に装荷される燃料集合体に用いても良い。

１，１Ａ，１Ｂ…燃料棒、２…液体核燃料物質、３，３Ａ…被覆管、４…ガスプレナム、１０，２６…炉心、１１…炉心燃料領域、１２…内側炉心燃料領域、１３…外側炉心燃料領域、１４…半径方向ブランケット領域、１７，１８，２７…燃料集合体、１９…ブランケット燃料集合体、２２…内管、２３…ラッパ管、２５…原子炉圧力容器、２９…原子炉格納容器。

Claims (5)

1. 密封された被覆管内に原子力プラントの運転時に液体となる液体核燃料物質を充填している複数の燃料棒と、それぞれの燃料棒の下端部を支持する燃料棒支持部材とを有することを特徴とする燃料集合体。
2. 前記燃料棒は前記被覆管内に配置されて前記被覆管の内面を覆っている密封された内管を有し、前記液体核燃料物質が前記内管内に充填されている請求項１に記載の燃料集合体。
3. 前記内管が、７１ｗｔ％のＮｉ、０．２ｗｔ％以下のＣｏ、７ｗｔ％のＣｒ、１６ｗｔ％のＭｏ、０．５ｗｔ％以下のＷ、５ｗｔ％以下のＦｅ、１ｗｔ％以下のＳｉ、０．８ｗｔ％以下のＭｎ、０．０８ｗｔ％以下のＣ及び０．３５ｗｔ％以下のＣｕを含んでおり、さらに、Ａｌ及びＴｉの合計の含有量が０．５ｗｔ％以下である金属で構成されている請求項２に記載の燃料集合体。
4. 前記液体核燃料物質が、トリウム、核分裂性物質を含むフッ化物溶融塩である請求項１ないし３のいずれか１項に記載の燃料集合体。
5. 請求項１ないし４のいずれか１項に記載の複数の燃料集合体を装荷したことを特徴とする原子炉の炉心。

Images