JP2015141069A

JP2015141069A - 高速炉の炉心

Info

Publication number: JP2015141069A
Application number: JP2014013125A
Authority: JP
Inventors: 保幸森木; Yasuyuki Moriki; 光明山岡; Mitsuaki Yamaoka; 昭浩原; Akihiro Hara; 川島　正俊; Masatoshi Kawashima; 正俊川島
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2014-01-28
Filing date: 2014-01-28
Publication date: 2015-08-03

Abstract

【課題】原子炉炉心の安全設計上必須で、炉心の温度上昇に伴う即発的な負のフィードバック反応度であるドップラ効果を増大させることができる高速炉の炉心を提供する。【解決手段】本発明に係る高速炉の炉心は、核燃料リサイクルプロセスで回収されたプルトニウムを含む超ウラン元素を燃料物質とし、母材（希釈材）にジルコニウムを用いた金属燃料を有するものである。この高速炉の炉心は、約１ｋｅＶ以上の高い中性子エネルギ領域に中性子共鳴吸収断面積があり、その吸収断面積の温度依存性の効果（ドップラ効果）がジルコニウムと同等あるいはジルコニウムに比べて大きい天然元素、またはこの天然元素を組み合せた物質を前記金属燃料に希釈材として添加したことを特徴とする。【選択図】図５

Description

本発明の実施形態は、プルトニウム（Ｐｕ）を含むＴＲＵ燃料を効率よく燃焼させ、炉心の安全性を確保することができる高速炉の炉心に関する。

一般的な高速炉の炉心１は、図１１に示すように構成され、核分裂性物質を多く含む炉心燃料集合体２と、核分裂性親物質を多く含む径ブランケット燃料集合体３と、核分裂反応を制御する制御棒集合体４等により構成される。炉心燃料集合体２は内側炉心燃料集合体２ａと外側炉心燃料集合体２ｂとに区分される。

また、炉心燃料集合体２は、図１２に示すように筒状のラッパ管５内にステンレス鋼等の金属材料からなる被覆管を有する燃料要素６が多数装荷される。燃料要素６は、上部軸ブランケット燃料７ａ、炉心燃料８、下部軸ブランケット燃料７ｂおよびガスプレナム９により構成された構造となっている。

ラッパ管５の上部には、炉心燃料集合体２の把持部を構成するハンドリングヘッド６ａが設けられる。ラッパ管５の下部には炉心燃料集合体２を固定支持するエントランスノズル６ｂが設けられ、このエントランスノズル６ｂの側壁に冷却材流入口１０が設けられる。

炉心燃料集合体２は炉心１に装荷されるもので、その平断面構造を図１３に示す。炉心燃料集合体２に組み込まれる燃料ピンとしての燃料要素６の平断面は図１４に示される。

高速炉の炉心１を構成する炉心燃料およびブランケット燃料は、軽水炉（ＬＷＲ）の使用済燃料再処理施設から抽出されるプルトニウム（Ｐｕ）と、ウラン濃縮施設から副産物として生成される劣化ウランとから混合酸化物燃料が製造され、再利用に供される。

使用済燃料の再処理廃棄物には、数万年以上のオーダに亘る半減期を有するマイナアクチニド（ＭＡ）や数千年から万年オーダの半減期を有する長半減期核分裂生成物（ＬＬＦＰ）を含むことから高レベル放射性廃棄物（ＨＬＷ）として深地層処分される計画がある。しかし、数万年のオーダに亘る半減期を有するために、ＨＬＷの処分は大変な困難性を伴う。

原子力の持続的利用のための技術的検討のなかで、Ｐｕを含む超ウラン元素（ＴＲＵ）を核分裂により燃焼し、消滅させる一方、ＬＬＦＰは中性子核変換により安定あるいは短半減期核種に変換する検討が進められている。従来からＴＲＵやＬＬＦＰを消滅（核変換）させるための検討が行なわれており、ＴＲＵ・ＬＬＦＰ燃焼には高速炉を利用して、燃料にはウランとＴＲＵを含むＵ−ＴＲＵ燃料が用いられる。

しかし、高速炉の炉心に装荷したＵ−ＴＲＵ燃料は、燃焼と同時にＵから新たにＴＲＵが生成されるため、ＴＲＵの正味の燃焼量は少ない。例えば、転換比１の原子炉（ＬＷＲ）の場合、１ｔのＴＲＵ装荷量に対し、１ｔのＴＲＵ取出量となるため、ＬＷＲからのＴＲＵを燃料に取り込めるのは初装荷時だけになってしまう。

したがって、ＬＷＲを完全に高速炉に置き換えなければ、ＬＷＲからのＴＲＵを処理することはできない。ＬＷＲ主流の時代においては、ＬＷＲで発生するＴＲＵが蓄積することなく、燃焼処理するためには、燃焼施設（高速炉）のＴＲＵ燃焼量を極大化することが必要である。

ＴＲＵ燃焼量を極大化するためには、当該燃焼施設において、新たなＴＲＵ発生が無いように、Ｕを用いない燃料とする方法が考えられる。また、燃料形態としては、ＴＲＵの核分裂捕獲反応の比率が混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）に比較して金属燃料が高いために、ＭＯＸ燃料炉心より金属燃料炉心の方が核分裂による燃焼効率が優れている。さらに、ＭＯＸ燃料では、ＵをゼロにしたＵ無燃料を原子炉で使用することは、燃料製造と再処理の観点から困難である。

Ｕを用いないＴＲＵ燃料から構成される炉心において、同一の炉出力密度のもとで多くのＴＲＵを受け入れることを目標とする場合、炉心の中性子スペクトルは硬い高速スペクトル炉型とすることが有効である。また、ＴＲＵ燃料形態とする炉心では、炉心燃料を物質密度の高い金属形態とすることが、他の酸化物や窒化物形態の炉心燃料の場合よりも、多くのＴＲＵを燃料内に受け入れられる可能性が大きい。

したがって、燃焼施設をＵを用いないＵ無金属燃料高速炉の炉心とすることにより、新たなＴＲＵの発生がなく、Ｐｕを含むＴＲＵを効率よく核分裂により燃焼させることができる。

一般に、原子炉の安全設計では、炉心の温度上昇に伴う即発的な負のフィードバック反応度として、炉心燃料による中性子の吸収割合が増加して反応度が低下するドップラ効果が期待されている。ドップラ効果は、原子炉の安全性に係わる重要な核特性であり、ドップラ効果により負の反応度が生じて核的逸走に至るのが防止される。このドップラ効果は、主に燃料中のＵ−２３８による共鳴吸収反応が増大していることに起因している。

特開平０７−２９４６７６号公報

ＮａｄｉａＭＥＳＳＡＯＵＤＩａｎｄＪｅａｎＴＯＭＭＡＳＩ；ＦａｓｔＢｕｒｎｅｒＲｅａｃｔｏｒｄｅｖｏｔｅｄｔｏＭｉｎｏｒＡｃｔｉｎｉｄｅＩｎｃｉｎｅｒａｔｉｏｎ，ＮｕｃｌｅａｒＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ，Ｖｏｌ．１３７，Ｆｅｂ．，２００２，ｐｐ８４−９６

特許文献１に記載の発明では、核分裂性物質（ＦＰ）として少なくともウランを含むＵ−ＴＲＵ燃料とＴＲＵのみからなるＴＲＵ燃料とを組み合せた炉心燃料を備えた高速炉の炉心が記載されている。

しかし、この高速炉の炉心では、炉心燃料にＵ−ＴＲＵ燃料として、ウランとプルトニウムからなる混合酸化物（ＭＯＸ）燃料が用いられるため、炉心に装荷したＴＲＵ燃料の燃焼と同時に新たにＴＲＵ（超ウラン元素）が生成され、ＴＲＵの正味の燃料量を多くとることができない。このため、炉心に装荷される炉心燃料からＴＲＵの核分裂／捕獲反応の比率を高くとることは困難である。

また、Ｕを用いない酸化物燃料高速炉に対しては、非特許文献１に核分裂生成物（ＦＰ）テクネチウム９９（Ｔｃ９９）やタングステンＷを燃料に混合することにより負のドップラ効果確保のための検討例が公表されている。

しかし、Ｕを用いない酸化物燃料の高速炉の炉心は、核分裂による燃焼効率が金属燃料炉心より劣る。非特許文献１では、核分裂生成物テクネチウム９９（Ｔｃ９９）やタングステンＷを燃料に混合させた場合の負のドップラ効果の検討例が示されているだけであり、他の酸化物形態の燃料を混合させた場合の酸化物燃料高速炉における有効なドップラ効果対策はとられていない。

さらに、Ｕを用いない燃料の場合は、炉心の臨界量から燃料体積比を少なくし、冷却材や構造材を多くしたり、あるいは希釈材を添加する必要があるが、この金属燃料高速炉の炉心には、燃料にＵ−２３８が存在しないため、ドップラ効果が小さくなり、負のフィードバック反応度が低下する問題がある。

本発明は、上述した課題を解決するためになされたもので、原子炉炉心の安全設計上必須で、炉心の温度上昇に伴う即発的な負のフィードバック反応度であるドップラ効果を増大させることができる高速炉の炉心を提供することを目的とする。

本発明に係る高速炉の炉心は、上述した課題を解決するために、核燃料リサイクルプロセスで回収されたプルトニウムを含む超ウラン元素を燃料物質とし、母材（希釈材）にジルコニウムを用いた金属燃料を有する高速炉の炉心において、１ｋｅＶ以上の中性子エネルギ領域に中性子共鳴吸収断面積があり、その吸収断面積の温度依存性の効果（ドップラ効果）がジルコニウムと同等あるいはジルコニウムに比べて大きい天然元素、またはこの天然元素を組み合せた物質を前記金属燃料に希釈材として添加したことを特徴とするものである。

また、本発明に係る高速炉の炉心は、上述した課題を解決するために、核燃料リサイクルプロセスで回収されたプルトニウムを含む超ウラン元素を燃料物質とし、母材（希釈材）にジルコニウムを用いた金属燃料を有する高速炉の炉心において、１ｋｅＶ以上の中性子エネルギ領域に中性子共鳴吸収断面積があり、その吸収断面積の温度依存性の効果（ドップラ効果）がジルコニウムと同等あるいはジルコニウムに比べて大きい原子炉の使用済燃料に含まれる核分裂生成物元素を前記金属燃料に希釈材として添加したことを特徴とするものである。

さらに、本発明に係る高速炉の炉心は、上述した課題を解決するために、核燃料リサイクルプロセスで回収されたプルトニウムを含む超ウラン元素を燃料物質とし、母材（希釈材）にジルコニウムを用いた金属燃料を有する高速炉の炉心において、１ｋｅＶ以上の中性子エネルギ領域に中性子共鳴吸収断面積があり、その吸収断面積の温度依存性の効果（ドップラ効果）がジルコニウムと同等あるいはジルコニウムに比べて大きい天然元素、もしくはこの天然元素を組み合せた物質と、前記高い中性子エネルギ領域に中性子共鳴吸収断面積があり、その吸収断面積の温度依存性の効果（ドップラ効果）がジルコニウムと同等あるいは前記ジルコニウムに比べて大きい原子炉の使用済燃料に含まれる核分裂生成物元素とを、前記金属燃料に希釈物として添加したことを特徴とするものである。

またさらに、本発明に係る高速炉の炉心は、上述した課題を解決するために、核燃料リサイクルプロセスで回収されたプルトニウムを含む超ウラン元素を燃料物質とし、母材（希釈材）にジルコニウムを用いた金属燃料を有する高速炉の炉心において、前記炉心の中央部に前記金属燃料を装荷した中央炉心領域が構成され、この中央炉心領域の上部にガスプレナム領域を介して上部反射体領域が構成され、前記中央炉心領域の下部に下部反射体領域が構成され、前記炉心中央領域、上部反射体領域および下部反射体領域の外周側に径反射体領域が構成され、前記中央炉心領域には、１ｋｅＶ以上の中性子エネルギ領域に中央共鳴吸収断面積があり、その吸収断面積の温度依存性の効果（ドップラ効果）がジルコニウムと同等あるいはジルコニウムに比べて大きい天然元素またはこの天然元素を組み合せた物質を前記金属燃料に添加した炉心燃料が用いられることを特徴とするものである。

本発明に係る高速炉の炉心は、原子炉炉心の安全設計上必須な、炉心の温度上昇に伴う即発的な負のフィードバック反応度であるドップラ効果の増大が図れ、炉心の安全性を確保することができる。

本発明の実施形態に係る高速炉の炉心例を示す縦断面図。本発明の実施形態に係る高速炉の炉心例の縦断面構造を示す構成図。本発明の実施形態に係る高速炉の炉心例の平断面構造を示す構成図。本発明の実施形態に係る高速炉の炉心例に装荷される炉心燃料集合体を示す縦断面図。図４に示された炉心燃料集合体の平断面構造を示す図。図５の炉心燃料集合体に収容される燃料要素（燃料ピン）の平断面図。酸化物燃料、金属燃料炉心およびＰｕＺｒのＵ無金属燃料炉心におけるドップラ反応度解析例を示す図。本発明の実施形態に係るＵ無金属燃料高速炉に希釈材を添加した場合の希釈材とドップラ反応度の相対関係を示す図。本発明の実施形態に係るＵ無金属燃料高速炉に希釈材を添加した場合の希釈材割合とドップラ反応度の相対関係を示す図。ＺｒとＭｏの天然元素と核分裂生成物（ＦＰ）であるＦＰ−Ｚｒ，ＦＰ−Ｍｏにおける中性子捕獲断面積の温度変化（２７３Ｋ〜１１００Ｋ）量のエネルギ依存性解析例を示す図。従来の高速炉の炉心の平断面構造を示す図。従来の高速炉の炉心燃料集合体を示す縦断面図。図１２の炉心燃料集合体を示す平断面図。図１３の炉心燃料集合体に収容される燃料要素（燃料ピン）を示す平断面図。

以下、本発明の実施形態について、添付図面を参照して説明する。

図１は、液体金属を冷却材として用いるループ型高速炉の一例を示す縦断面図である。この高速炉２０は、原子炉容器２１内に炉内構造物２２が設けられ、この炉内構造物２２上に炉心２３を支持する炉心支持板２４が設置される。炉心支持板２４の下部にはコアキャッチャ２５が配置される。

炉心２３の上方には、炉心上部機構２６が配置される一方、冷却材入口配管２７から原子炉容器２１内に流入した（一次）冷却材２８は、炉心支持板２４を通過して炉心２３内に案内される。冷却材２８が炉心２３を通る際に加熱されて上昇し、冷却材出口配管２９に導かれ、原子炉容器２１外に設置された中間熱交換器（図示せず）で二次冷却材と熱交換され、冷却されるようになっている。これらの炉心２３、炉心支持板２４、炉心上部機構２６および冷却材配管２７，２９等は原子炉容器２１内に格納されている。

また、原子炉容器２１の頂部は遮蔽プラグ３０で覆われている。遮蔽プラグ３０は固定プラグ３１と回転プラグ３２とから構成される。固定プラグ３１上に、炉内中継装置駆動装置３３が設けられる一方、回転プラグ３２上に制御棒駆動機構３４が設置される。

［第１の実施形態］
高速炉の炉心２３は原子炉容器２１内に格納されており、図２および図３に示す炉心構造を有する。図２は、高速炉の炉心２３の縦断面構造を示し、図３は炉心２３の平断面構造を示すものである。

高速炉の炉心２３は、図２に示すように、その中央部に中央炉心領域３５が構成される。中央炉心領域３５は中心部に内側炉心領域３６が形成され、この内側炉心領域３６の外周側に外側炉心領域３７が形成される。中央炉心領域３５の上部にガスプレナム領域３８が形成され、このガスプレナム領域３８の上方に上部反射体領域３９が設けられる。中央炉心領域３５の下部には下部反射体領域４０が設けられる。さらに、上部反射体領域３９、ガスプレナム領域３８、外側炉心領域３７および下部反射体領域４０の外周側に径反射体領域４１が設けられる。

また、高速炉の炉心２３は、中央炉心領域３５に設けられる炉心燃料５６にプルトニウム（Ｐｕ）を含みウラン（Ｕ）より重い核分裂物質のネプツニウム（Ｎｐ）、アメリシウム（Ａｍ）、キュリウム（Ｃｍ）等の超ウラン元素（ＴＲＵ）の燃料物質が用意され、この燃料物質にはウラン不使用で母材（希釈材）にジルコニウム（Ｚｒ）を使用する棒状のＵ無金属燃料を用いた金属燃料炉心である。Ｕ無金属燃料の高速炉の炉心２３は、図３に示すように中央炉心領域３５に多数の炉心燃料集合体４５が装荷される。

この炉心燃料集合体４５は内側炉心領域３６に装荷される内側炉心燃料集合体４６と外側炉心領域３７に装荷される外側炉心燃料集合体４７とから構成される。外側炉心燃料集合体４７の外周側に径反射体集合体４８が複数列配列される。なお、符号４９は、中性子吸収物質を多く含み、核分裂反応を制御する制御棒集合体である。

炉心燃料集合体４５は、図４に示す縦断面構造を有し、六角筒状のラッパ管５０内に多数の燃料要素（燃料ピン）５１が束ねられて装荷される（図５参照）。燃料要素５１は、ステンレス鋼等の金属材料製の被覆管５３の上部にガスプレナム５４上部に配置し、上部反射体５５、炉心燃料５６および下部反射体５７を装荷して構成され、両端部が上部端栓５８および下部端栓５９で閉塞される。

炉心燃料集合体４５を構成する内側炉心燃料集合体４６と外側炉心燃料集合体４７は、ラッパ管５０、被覆管５３の形状寸法、材質、燃料要素（燃料ピン）５１の形状寸法および冷却材流路面積をそれぞれ同じくする。内側炉心燃料集合体４６と外側炉心燃料集合体４７の相違は、炉心燃料５６を構成するＰｕおよびＴＲＵの燃料物質と母材（希釈材）との混合割合の点である。炉出力分布平坦化のために、外側炉心燃料集合体４７の方が、内側炉心燃料集合体４６よりＰｕを含むＴＲＵの燃料物質の割合が多く含まれるように配慮される。

また、炉心燃料集合体４５は、図４に示すように、ラッパ管５０の上部に、炉心２３に装荷したりあるいは炉心２３から取り出す際の把持部を構成するハンドリングヘッド６０が設けられる。ラッパ管５０の下部には炉心燃料集合体４５を固定支持するエントランスノズル６１が設けられ、このエントランスノズル６１の側壁に冷却材流入口６２が設けられる。

冷却材入口配管２７から原子炉容器２１内に流入された液体金属の冷却材２８は冷却材流入口６２から炉心燃料集合体４５内に案内されて冷却材流路６３を上昇し、炉心２３を通る際に加熱される。加熱された冷却材２８は続いて冷却材流出口６４から冷却材出口配管２９に案内され、原子炉容器２１外に設置の中間熱交換器（図示せず）で二次冷却材を加熱して冷却され、再び原子炉容器２１内に戻されるように循環する。

ところで、炉心燃料集合体４５内に収容される燃料要素（燃料ピン）５１は、図５および図６に示す平断面構造を有する。燃料要素５１はＰｕを含むＴＲＵの燃料物質とＵ不使用の母材（希釈材）のジルコニウムとを用いた棒状のＵ無金属燃料６６で構成される。燃料要素５１は、被覆管５３とＵ無金属燃料６６の燃料ペレットとの間にボンド材６７が設けられる。炉心燃料５６にＵ無金属燃料６６を用いた場合、燃料融点が約１２００℃と低いために、冷却効果（熱伝導）を向上させる目的でボンド材６７として熱伝導が大きなナトリウムが充填される。

また、炉心燃料集合体４５は、Ｕ無金属燃料６６の燃料棒（炉心燃料５６）と被覆管５３との間にボンド材６７としてナトリウムが充填されるために、ガスプレナム領域３８は図２および図４に示すように、炉心燃料５６の上方に設けられる。

一方、ウラン・プルトニウムを燃料とする熱中性子炉から取り出される使用済燃料中には、ネプツニウム（Ｎｐ）、アメリシウム（Ａｍ）、キュリウム（Ｃｍ）等のアクチノイド核種と同時にプルトニウム（Ｐｕ）や残留ウラン（Ｕ）等が含まれている。これらの核種は核燃料リサイクルプロセスで回収され、再利用される。

第１の実施形態では、核燃料リサイクルプロセスで回収されるＰｕを含むＵより重い核分裂物質のＮｐ，Ａｍ，Ｃｍ等の超ウラン元素（ＴＲＵ）を燃料物質とし、さらに、ウラン不使用で母材（希釈材）にジルコニウムＺｒを用いたＵ無金属燃料を有する高速炉の炉心２３を対象とするものである。なお、実際のＵ無金属燃料には、回収される混合ＴＲＵに移行した少量のＵも含まれることになるが、各実施形態の効果への影響は小さい。すなわち、各実施形態の「ウラン不使用」の燃料、「Ｕ無金属燃料」、「Ｕ無ＴＲＵ燃料」等の用語は、リサイクルプロセスでウランの分離工程を経た後のＴＲＵを主な燃料物質とする燃料のことを指しており、リサイクルプロセスでのウランの分離工程を経ても分離し切れなかったウランを含有するものも「ウラン不使用」の燃料、「Ｕ無金属燃料」、「Ｕ無ＴＲＵ燃料」に含まれる。

この金属燃料高速炉の炉心２３では、炉心燃料集合体４５に装荷される燃料要素５１にウラン（Ｕ）不使用の金属燃料６６が炉心燃料５６として用いられる。このＵ無金属燃料６６は、例えば１ｋｅＶ以上の高い中性子エネルギ領域に中性子吸収断面積があり、中性子吸収断面積の温度依存性の効果（ドップラ効果）がジルコニウムと同等あるいはジルコニウムより大きい天然元素が希釈材として添加されたものである。

第１の実施形態の高速炉の炉心２３では、炉心燃料集合体４５にプルトニウムを含みＵ無ＴＲＵ燃料の金属燃料６６が用いられる。Ｕ無ＴＲＵ金属燃料６６の高速炉の炉心２３において、同一の炉出力密度のもとで多くのＰｕを含むＴＲＵのＵ無金属燃料６６を受け入れるためには、炉心の中性子スペクトルは硬い高速スペクトル炉とすることが好ましい。

図７は、高速スペクトルの炉心において、ウランとプルトニウムの酸化物燃料（ＵＯ_２＋ＰｕＯ_２）を使用する酸化物燃料炉心と、母材（希釈材）にジルコニウム（Ｚｒ）を使用する金属燃料（ＰｕＺｒ＋ＵＺｒ）の金属燃料炉心と、ウランを用いないで母材（希釈材）としてジルコニウム（Ｚｒ）を使用したＵ無金属燃料炉心とのドップラ反応度の相対値を比較して示すものである。これらの炉心は、燃料物質のＴＲＵ物質としてＰｕのみを用いたものである。

ＵとＴＲＵを使用する酸化物燃料（ＰｕＯ_２＋ＵＯ_２）では、燃料全体の７０−８０％を占めるＵ２３８が負のドップラ効果の要因である。母材（希釈材）としてＺｒを使用するＰｕ＋Ｕ＋Ｚｒの金属燃料についても同様にＵ２３８が負のドップラ効果の主要因であるが、母材Ｚｒ（１０ｗｔ％＝約２９ａｔｏｍｉｃ％）も負のドップラ効果をもたらしている。ＴＲＵがプルトニウム（Ｐｕ）のみの内、核分裂性ＰｕであるＰｕ２３９、Ｐｕ２４１については注意をはらう必要がある。ドップラ効果の要因である中性子吸収反応（ａｂｓｏｒｐｔｉｏｎ）は中性子捕獲（ｃａｐｔｕｒｅ）と核分裂反応（ｆｉｓｓｉｏｎ）の２種類の反応からなるので、中性子吸収反応のドップラ効果は中性子捕獲ｃａｐｔｕｒｅ量の増加にともなう中性子数を減少する作用を与える部分と核分裂ｆｉｓｓｉｏｎの増加による中性子発生数の増加（核分裂あたりν（約２．９個／ｆｉｓｓｉｏｎ）発生）とのバランスにより決まり、核分裂反応が大きくなる低エネルギ側の共鳴吸収においては、Ｐｕ２３９，Ｐｕ２４１のドップラ効果は正となることが知られている（熱中性子スペクトル領域含む）。

また、ウラン不使用金属燃料炉心（ＰｕＺｒ）では、Ｐｕを燃料物質とし、母材（希釈材）に約７０ｗｔ％のＺｒを有するもので、このような燃料物質組成と中性子スペクトルの影響を含めた総体的な適切化により負のドップラ効果が確保される。このＵ無金属燃料は、燃料元素と合金などの形態として均質的に混合する母材（希釈材）元素の温度上昇も、核分裂反応の増加による燃料元素の温度上昇と即時的に追随し母材（希釈材）元素の温度上昇が生ずるので、ドップラ効果の要因となる。

図７に示すＵ無金属燃料（ＰｕＺｒ）の高速炉の炉心は、Ｕ２３８がないのでドップラ効果が小さくなり、Ｚｒとマイナーアクチニド（Ｎｐ，Ａｍ，Ｃｍなど）の中・高速エネルギ領域の共鳴吸収反応の影響により負のフィードバック反応度を有するが、その大きさは低下しているという課題がある。

しかし、第１の実施形態の高速炉の炉心２３では、燃料要素（燃料ピン）５１中のＵ無金属燃料６６は、核燃料リサイクルプロセスで回収されたＰｕを含むＮｐ，Ａｍ，ＣｍのＴＲＵを燃料物質とし、ウラン（Ｕ）と混合せずＵ不使用の母材（希釈材）を有するＵ無金属燃料６６を対象とするものである。この炉心燃料５６は、高い中性子エネルギ領域（約１ｋｅＶ以上）に中性子共鳴吸収断面積があり、その吸収断面積の温度依存性の効果（ドップラ効果）がジルコニウムと同等或いはジルコニウムに比べて大きい天然元素を前記燃料の希釈材として添加したＵ無金属燃料６６から構成されている。

炉心燃料５６は、Ｕ無燃料物質に添加される希釈材には、図８に示すように、知己や断面積の温度依存性の効果（ドップラ効果）がジルコニウム（Ｚｒ）より大きい天然元素としてクロム（Ｃｒ），鉄（Ｆｅ），ニッケル（Ｎｉ），ジルコニウム（Ｚｒ），ニオブ（Ｎｂ）またはモリブデン（Ｍｏ）等があり、さらに、これらの天然元素を組み合せた物質例としてＳＵＳ３１６等がある。これらの天然元素やＳＵＳ３１６の組み合せた物質を希釈材としてプルトニウム（Ｐｕ）を含むＴＲＵ元素の燃料物質に添加したＵ無金属燃料６６が炉心燃料５６として用いられる。

第１の実施形態では、原子炉をウラン不使用で母材（希釈材）にジルコニウムを用いたＵ無金属燃料６６を高速炉の炉心２３に備えることにより、Ｕを用いないので新たなＴＲＵの発生がなく、Ｐｕを含むＴＲＵを効率よく核分裂により燃焼させることができる。

また、高速炉の炉心２３に装荷される炉心燃料集合体４５の炉心燃料５６には、核燃料リサイクルプロセスで回収されたＰｕを含むＴＲＵ、具体的には、Ｐｕ，Ａｍ，ＣｍのＴＲＵの一部または全部の元素を混合状態に回収された混合ＴＲＵを燃料物質とし、ウラン（Ｕ）と混合せずＵ不使用でジルコニウム（Ｚｒ）を母材（希釈材）としたＵ無金属燃料６６が用いられる。

高速炉の炉心２３に用いられる燃料要素５１中のＵ無金属燃料６６は、約１ｋｅＶ以上の高い中性子エネルギ領域に中性子吸収断面積があり、中性子吸収断面積の温度依存性の効果（ドップラ効果）がＺｒと同等あるいはＺｒに比べて大きい天然元素、例えば、Ｃｒ，Ｆｅ，Ｎｉ，Ｚｒ，ＮｂまたはＭｏ等を母材（希釈材）として添加した炉心燃料５６が用いられる。

第１の実施形態における高速炉の炉心２３では、炉心燃料集合体４５に用いられる炉心燃料５６としてＵ無金属燃料６６が用いられる。Ｕ無金属燃料６６の炉心燃料５６は、希釈材割合の増加に伴って、図９に示すように、炉心の温度上昇に伴う負のフィードバック反応度であるドップラ効果が増大するので、炉心の安全性や燃料の健全性を確保することができる。

高速炉の炉心２３は、全ての運転範囲で、固有の負の反応度フィードバック特性を持たせることにより、原子炉に急激な反応度が付加されて炉出力が上昇した場合でも、燃料ペレットである炉心燃料５６の温度が急上昇したり、ドップラ効果による大きな負の反応度が発生して核的逸走に至ることなく、炉出力が自動的に抑制され、安全性が保たれる。

［第１の実施形態の効果］
第１の実施形態によれば、高速炉の炉心２３にＵ無金属燃料６６を用いて母材（希釈材）にＺｒよりドップラ反応度（相対値）が大きい天然元素やＳＵＳ３１６等の天然元素の組合せ物質を用いたので、炉心の温度上昇に伴う即発的な負のフィードバック反応度であるドップラ効果を増大させることができ、炉心の安全性や燃料の健全性が確保される。

［第２の実施形態］
次に、高速炉の炉心の第２の実施形態を添付図面を参照して説明する。

第２の実施形態における高速炉の炉心の、全体的構成は、図１ないし図９に示す第１の実施形態に示された高速炉の炉心２３と異ならないので、同じ構成には同一符号を付して重複説明を省略あるいは簡略化する。

第２の実施形態における高速炉の炉心２３Ａでは、炉心燃料集合体４５に含まれる炉心燃料５６は、その希釈材として原子炉の使用済燃料に含まれる核分裂生成物（ＦＰ）元素として添加したＵ無金属燃料６６で構成したものである。

核分裂により生成されるＦＰ元素の内、ＺｒとＭｏの同位体組成比は、それぞれの天然元素の同位体組成とは異なる。図１０に、ＺｒとＭｏの天然元素と核分裂生成物（ＦＰ）であるＦＰ−Ｚｒ、ＦＰ−Ｍｏの組成比を荷重とした平均組成の温度変化に伴う中性子捕獲断面積のドップラシフト値（Δσ（組成平均実効値）と温度２７３Ｋから１１００Ｋまでの中性子エネルギ変化（増大をプラスとしている））の関係を例示している。これによると、中性子エネルギが１ｋｅＶ以上では、ＦＰ−Ｍｏのドップラシフト値Ａは天然Ｍｏのドップラシフト値Ｂと同等以上の大きさを有し、ＦＰ−Ｚｒは、符号Ｃで示すように、天然Ｚｒの符号Ｄで示すドップラシフト値より若干少ないか、同様な大きさを有していることがわかる。これらから、リサイクル燃料中に、ＦＰ−Ｚｒ、ＦＰ−Ｍｏを混合することはドップラ効果を増大させる有効な手段であることが分かる。

第２の実施形態の高速炉の炉心２３Ａでは、核燃料リサイクルプロセスで回収されたＰｕを含むＮｐ，Ａｍ，ＣｍのＴＲＵを燃料物質とし、ウラン不使用で母材（希釈材）にジルコニウムを用いたＵ無金属燃料６６を炉心燃料５６の対象とする。この炉心燃料５６は約１ｋｅＶ以上の高い中性子エネルギ領域に中性子共鳴吸収断面積があり、中性子共鳴吸収断面積の温度依存性効果（ドップラ効果）がＺｒと同等あるいはＺｒに比べて大きい原子炉の使用済燃料に含まれるＦＰ元素、例えばＦＰ−ＺｒやＦＰ−Ｍｏを、希釈材として添加したＵ無金属燃料６６から構成される。

さらに、約１ｋｅＶ以上の高い中性子エネルギ領域に中性子共鳴吸収断面積があり、その吸収断面積の温度依存性効果（ドップラ効果）がジルコニウム（Ｚｒ）と同等あるいはジルコニウムに比べて大きい原子炉の使用済燃料に含まれる核分裂生成物（ＦＰ）元素としてＦＰ−ＺｒやＦＰ−Ｍｏの他にＦＰ−Ｎｂ等があり、これらのＦＰ元素を炉心燃料５６として用いたＵ無金属燃料で構成してもよい。

［第２の実施形態の効果］
第２の実施形態によれば、高速炉の炉心２３Ａに核燃料リサイクルプロセスで回収されたＰｕを含むＴＲＵを燃料物質とし、その希釈材として原子炉の使用済燃料に含まれるＦＰ元素、例えばＦＰ−Ｚｒ，ＦＰ−Ｍｏ，ＦＰ−Ｎｂ等を添加したＵ無金属燃料から構成される炉心燃料を用いたので、第１の実施形態に示された高速炉の炉心と同様に炉心の温度上昇に伴う即発的な負のフィードバック反応度であるドップラ効果が増大するので、炉心の安全性、燃料の健全性が確保される。

［第３の実施形態］
高速炉の炉心の第３の実施形態を説明する。

第３の実施形態に示された高速炉の炉心は、第１の実施形態と第２の実施形態を組み合せたものであり、他の構成は、第１の実施形態および第２の実施形態に示された高速炉の炉心２３（２３Ａ）と異ならないので、同じ構成には同一符号を付して重複説明を省略する。

第３の実施形態における高速炉の炉心２３Ｂは、核燃料リサイクルプロセスで回収されたプルトニウムを含むＮｐ，Ａｍ，Ｃｍの超ウラン元素を燃料物質とし、ウラン不使用でジルコニウム等を母材（希釈材）とするＵ無金属燃料で構成された炉心燃料を対象とする。

そして、第３の実施形態における高速炉の炉心２３Ｂは、炉心燃料集合体４５の炉心燃料５６のプルトニウムを含むＴＲＵを燃料物質とし、その希釈材として、約１ｋｅＶ以上の高い中性子エネルギ領域に中性子共鳴吸収断面積があり、その吸収断面積の温度依存性の効果（ドップラ効果）がジルコニウムと同等あるいはジルコニウムに比べて大きい天然元素、例えば、Ｃｒ，Ｆｅ，Ｎｉ，Ｎｂ，Ｍｏと、約１ｋｅＶ以上の高い中性子エネルギ領域に中性子共鳴吸収断面積があり、その吸収断面積の温度依存性の効果（ドップラ効果）がジルコニウムと同等あるいはジルコニウムに比べて大きい原子炉の使用済燃料に含まれる核分裂生成物（ＦＰ）元素、例えばＦＰ−Ｍｏ，ＦＰ−ＺｒをＵ無金属燃料に添加して炉心燃料５６を構成したものである。

［第３の実施形態の効果］
第３の実施形態の高速炉の炉心２３Ｂは、第１の実施形態および第２の実施形態の高速炉の炉心２３，２３Ａと同様に、炉心の温度上昇に伴う即発的な負のフィードバック反応度であるドップラ効果が増大するので、炉心の安全性や燃料の健全性を確保することができる。

［第４の実施形態］
高速炉の炉心の第４の実施形態を説明する。

第４の実施形態に示された高速炉の炉心の全体的構成は、第１の実施形態に示された高速炉の炉心と異ならないので、同じ構成には同一符号を付して重複説明を省略する。

第４の実施形態の高速炉の炉心２３Ｃでは、炉心燃料集合体４５に含まれる燃料要素５１中の炉心燃料５６において、図８に示すように、ドップラ効果（ドップラ反応度）が最も大きいニオブ（Ｎｂ）を炉心燃料５６の希釈材として添加した場合の希釈材割合（希釈材／（燃料＋希釈材））とドップラ反応度との相対関係を図９に示すものである。

図８および図９から理解されるように、ドップラ反応度がジルコニウム（Ｚｒ）とほぼ同等となる希釈材割合は約３０％である。一方、希釈材割合の最大値は炉心の臨界量から決まる。炉心が臨界となる希釈割合は約７０％であり、これより多くなると炉心は核分裂連鎖反応が継続せず、未臨界となる。

したがって、第４の実施形態の高速炉の炉心２３Ｃを構成する炉心燃料５６は、高い中性子エネルギ領域（約１ｋｅＶ以上）に中性子共鳴吸収断面積がある天然元素、あるいはこれらの天然元素を組み合せた物質、または原子炉の使用済燃料に含まれる核分裂生成物（ＦＰ）元素は、燃料の約３０％〜７０％を添加したＵ無金属燃料６６から構成される。

［第４の実施形態の効果］
第４の実施形態によれば、第１の実施形態の高速炉の炉心２３と同様に、炉心の温度上昇に伴う即発的な負のフィードバック反応度であるドップラ効果が増大するので、炉心の安全性、燃料の健全性が確保される。

［その他の実施形態］
本発明の各実施形態では、高速炉の炉心にＵ無金属燃料で炉心燃料を構成する例を説明したが、Ｕ無酸化物燃料の高速炉の炉心に適用することも可能であると思料される。Ｕ無酸化物燃料の高速炉に対しては、これまで核分裂生成物（ＦＰ）テクネチウムＴｃ９９やタングステンＷを燃料と混合して負のドップラ効果を確保する検討例が公表されているだけであり、先行例に含まれないＣｒ，Ｆｅ，Ｎｉ，Ｚｒ，Ｎｂ，Ｍｏを酸化物形態の燃料と混合して、Ｕ無酸化物燃料を高速炉の炉心に適用しても有効なドップラ効果対策手段となることが想定される。

また、本発明のいくつかの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で種々の省略、置き換え、変更を行なうことができる。これらの実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。

２０…高速炉、２１…原子炉容器、２２…炉内構造物、２３，２３Ａ，２３Ｂ，２３Ｃ…炉心、２４…炉心支持板、２５…コアキャッチャ、２６…炉心上部機構、２７…冷却材入口配管、２８…（一次）冷却材、２９…冷却材出口配管、３０…遮蔽プラグ、３１…固定プラグ、３２…回転プラグ、３３…炉内中継装置駆動装置、３４…制御棒駆動機構、３５…中央炉心領域、３６…内側炉心領域、３７…外側炉心領域、３８…ガスプレナム領域、３９…上部反射体領域、４０…下部反射体領域、４１…径反射体領域、４５…炉心燃料集合体、４６…内側炉心燃料集合体、４７…外側炉心燃料集合体、４８…径反射体集合体（中性子遮蔽体）、４９…制御棒集合体、５０…ラッパ管、５１…燃料要素（燃料ピン）、５３…被覆管、５４…ガスプレナム、５５…上部反射体、５６…炉心燃料、５７…下部反射体、５８…上部端栓、５９…下部端栓、６０…ハンドリングヘッド、６１…エントランスノズル、６２…冷却材流入口、６３…冷却材流路、６４…冷却材流出口、６６…（Ｕ無）金属燃料。

Claims

核燃料リサイクルプロセスで回収されたプルトニウムを含む超ウラン元素を燃料物質とし、母材（希釈材）にジルコニウムを用いた金属燃料を有する高速炉の炉心において、
１ｋｅＶ以上の中性子エネルギ領域に中性子共鳴吸収断面積があり、その吸収断面積の温度依存性の効果（ドップラ効果）がジルコニウムと同等あるいはジルコニウムに比べて大きい天然元素、またはこの天然元素を組み合せた物質を前記金属燃料に希釈材として添加したことを特徴とする高速炉の炉心。
前記天然元素は、クロム（Ｃｒ）、鉄（Ｆｅ）、ニッケル（Ｎｉ）、ジルコニウム（Ｚｒ）、ニオブ（Ｎｂ）、モリブデン（Ｍｏ）、またはタングステン（Ｗ）である請求項１に記載の高速炉の炉心。
核燃料リサイクルプロセスで回収されたプルトニウムを含む超ウラン元素を燃料物質とし、母材（希釈材）にジルコニウムを用いた金属燃料を有する高速炉の炉心において、
１ｋｅＶ以上の中性子エネルギ領域に中性子共鳴吸収断面積があり、その吸収断面積の温度依存性の効果（ドップラ効果）がジルコニウムと同等あるいはジルコニウムに比べて大きい原子炉の使用済燃料に含まれる核分裂生成物元素を前記金属燃料に希釈材として添加したことを特徴とする高速炉の炉心。
前記核分裂生成物元素は、ジルコニウム（Ｚｒ）、ニオブ（Ｎｂ）、モリブデン（Ｍｏ）である請求項３に記載の高速炉の炉心。
核燃料リサイクルプロセスで回収されたプルトニウムを含む超ウラン元素を燃料物質とし、母材（希釈材）にジルコニウムを用いた金属燃料を有する高速炉の炉心において、
１ｋｅＶ以上の中性子エネルギ領域に中性子共鳴吸収断面積があり、その吸収断面積の温度依存性の効果（ドップラ効果）がジルコニウムと同等あるいはジルコニウムに比べて大きい天然元素、もしくはこの天然元素を組み合せた物質と、前記高い中性子エネルギ領域に中性子共鳴吸収断面積があり、その吸収断面積の温度依存性の効果（ドップラ効果）がジルコニウムと同等あるいは前記ジルコニウムに比べて大きい原子炉の使用済燃料に含まれる核分裂生成物元素とを、前記金属燃料に希釈物として添加したことを特徴とする高速炉の炉心。
前記天然元素あるいは核分裂生成物元素は、前記金属燃料の３０ｗｔ％〜７０ｗｔ％を希釈材として添加した請求項１ないし５のいずれか１項に記載の高速炉の炉心。
核燃料リサイクルプロセスで回収されたプルトニウムを含む超ウラン元素を燃料物質とし、母材（希釈材）にジルコニウムを用いた金属燃料を有する高速炉の炉心において、
前記炉心の中央部に前記金属燃料を装荷した中央炉心領域が構成され、
この中央炉心領域の上部にガスプレナム領域を介して上部反射体領域が構成され、前記中央炉心領域の下部に下部反射体領域が構成され、
前記炉心中央領域、上部反射体領域および下部反射体領域の外周側に径反射体領域が構成され、
前記中央炉心領域には、１ｋｅＶ以上の中性子エネルギ領域に中央共鳴吸収断面積があり、その吸収断面積の温度依存性の効果（ドップラ効果）がジルコニウムと同等あるいはジルコニウムに比べて大きい天然元素またはこの天然元素を組み合せた物質を前記金属燃料に添加した炉心燃料が用いられることを特徴とする高速炉の炉心。
前記中央炉心領域は、内側炉心領域とこの内側炉心領域の外周側の外側炉心領域とに区画され、
前記内側炉心領域に核分裂反応を制御する制御棒集合体が分散状態で配列される請求項７に記載の高速炉の炉心。
前記中央炉心領域に設けられる炉心燃料は、内側炉心領域より外側炉心領域の方がＰｕを含むＴＲＵの燃料物質の割合が大きい前記金属燃料が用いられる請求項８に記載の高速炉の炉心。