JP2019105542A - Fuel element of fast reactor and core of fast reactor - Google Patents

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Abstract

To extend the life of a fuel element loaded in a core and to simplify a recycling process of a spent fuel element.SOLUTION: The fuel element 10a of the core 1a of a fast reactor of the present invention has a fuel substance loading area 11 of a two-step structure formed of an upper fuel area 12 loaded with a molten salt fuel 12a enriched with a fissile material, and a lower fuel area 13 loaded with a liquid metal fuel 13a containing a fuel parent substance. At a boundary of the upper fuel area 12 and the lower fuel area 13 of the fuel element 10a, a fissile materialPu generated from the fuel parent substanceU in the lower fuel area 13 reacts with the molten salt fuel 12a of the upper fuel area 12 to generate the molten saltPu, which is taken into the upper fuel area 12. Accordingly, the fissile material in the upper fuel area 12 increases to extend the life of the fuel element 10a.SELECTED DRAWING: Figure 2

Description

本発明は、高速炉の燃料要素および高速炉の炉心に関する。   The present invention relates to a fuel element of a fast reactor and a core of the fast reactor.

高速炉は、原子炉容器内に炉心を擁して構成され、原子炉容器内には、冷却材である液体ナトリウムなどが充填されている。この炉心には、複数の燃料集合体が装荷され、それぞれの燃料集合体は、プルトニウム（Ｐｕ）などの核分裂性物質や劣化ウラン（Ｕ）などの燃料親物質が被覆管に封入された複数の燃料要素により構成される。具体的には、燃料集合体は、複数の燃料要素と、その複数の燃料要素を取り囲むラッパ管と、これらの燃料要素の下端部および下方に位置する中性子遮蔽体を支持するエントランスノズルと、燃料要素の上方に位置する冷却材流出部と、を備えて構成される。   The fast reactor is configured to have a core in a reactor vessel, and the reactor vessel is filled with liquid sodium or the like as a coolant. A plurality of fuel assemblies are loaded in this core, and each fuel assembly is composed of a plurality of nuclear fissile materials such as plutonium (Pu) and fuel parent materials such as depleted uranium (U) enclosed in cladding tubes. Composed of fuel elements. Specifically, the fuel assembly includes a plurality of fuel elements, a trumpet tube surrounding the plurality of fuel elements, an entrance nozzle supporting a lower end portion of the fuel elements and a neutron shield located below the fuel elements, the fuel And a coolant outlet located above the element.

燃料要素に収納される核燃料物質の化学形態としては、固体酸化物や固体金属合金が一般的であり、実績も豊富であるが、液体金属合金や溶融塩のような液体燃料の使用例もある。ちなみに、固体酸化物燃料が装荷された燃料要素としては、ペレット状の酸化物燃料を被覆管に封入した例が非特許文献１に示されている。この燃料要素の例では、炉心燃料としてＵ−Ｐｕ混合酸化物が配置され、炉心燃料領域の上下には燃料親物質からなるブランケット燃料（劣化ウラン酸化物）が配置されている。   The chemical forms of nuclear fuel materials stored in the fuel element are generally solid oxides and solid metal alloys, and have a good track record, but there are examples of the use of liquid fuels such as liquid metal alloys and molten salts. . Incidentally, as a fuel element loaded with solid oxide fuel, Non-Patent Document 1 shows an example in which pelletized oxide fuel is sealed in a cladding tube. In the example of this fuel element, U-Pu mixed oxide is disposed as the core fuel, and blanket fuel (depleted uranium oxide) composed of a fuel parent material is disposed above and below the core fuel region.

例えば、特許文献１には、プルトニウム（Ｐｕ）−ウラン（Ｕ）−ビスマス（Ｂｉ）合金などからなる液体金属燃料を被覆管内に封入した燃料要素の例が開示されている。また、特許文献２には、トリウム（Ｔｈ）および核分裂性物質（ウラン２３５（235Ｕ）, プルトニウム２３９（239Ｐｕ）など）を含むフッ化物溶融塩を被覆管内に封入した燃料要素の例が開示されている。ただし、これらの燃料要素では、ブランケット燃料については記載されていない。 For example, Patent Document 1 discloses an example of a fuel element in which a liquid metal fuel made of a plutonium (Pu) -uranium (U) -bismuth (Bi) alloy or the like is enclosed in a cladding tube. Patent Document 2 also includes thorium (Th) and fissile material (uranium 235 ( 235 U), An example of a fuel element in which a molten fluoride salt containing plutonium 239 (such as 239 Pu) is enclosed in a cladding tube is disclosed. However, these fuel elements do not describe blanket fuel.

特開昭６４−３２１８９号公報JP-A-64-32189 特開２０１４−１００２２号公報JP, 2014-10022, A

Alan E. Waltar、他２名、監訳：高木直行、「高速スペクトル原子炉」、ＥＲＣ出版、２０１６年１１月、ｐ．５８３Alan E. Waltar, 2 others, translated: Direct Takagi, "Fast Spectrum Reactor", ERC Publishing, November 2016, p. 583

高速炉の運転により、炉心燃料の主成分である核分裂性物質（239Ｐｕなど）は、核分裂反応（燃料の燃焼）により消費される。一方、高速炉の炉心燃料は、燃料親物質（238Ｕなど）を含んでおり、燃料親物質の中性子捕獲により核分裂性物質（239Ｐｕなど）が新たに生成される。また、炉心燃料領域の上部、下部または上下部にブランケット燃料が配置されている場合には、ブランケット燃料の主成分である燃料親物質（238Ｕなど）が炉心から漏れてきた中性子を捕獲することにより核分裂性物質（239Ｐｕなど）が生成される。 By operation of the fast reactor, fissile material (such as 239 Pu) which is the main component of core fuel is consumed by fission reaction (fuel combustion). On the other hand, the core fuel of the fast reactor contains a fuel parent substance (such as 238 U), and fissionable substance (such as 239 Pu) is newly generated by neutron capture of the fuel parent substance. In addition, when blanket fuel is placed in the upper, lower or upper or lower part of the core fuel area, capture of neutrons that have leaked from the core by the fuel parent substance (such as 238 U) that is the main component of the blanket fuel Produces fissile material (such as 239 Pu).

ここで、ブランケット燃料とは、239Ｐｕなどの核分裂性物質をほとんど含まず、代わりに238Ｕなどの燃料親物質を多く含んだ燃料をいう。燃料親物質（238Ｕなど）は、そのままでは高速炉の燃料とはならないが、中性子を捕獲する中性子捕獲反応により核分裂性物質（239Ｐｕなど）に変化する。そして、この核分裂性物質（239Ｐｕなど）が高速炉の燃料となる。 Here, a blanket fuel is a fuel that contains almost no fissile material such as 239 Pu but instead contains a large amount of fuel parent material such as 238 U. Fuel parent materials (such as 238 U) do not serve as fuels for fast reactors as such, but they change to fissile materials (such as 239 Pu) by neutron capture reactions that capture neutrons. And this fissile material (such as 239 Pu) becomes the fuel for the fast reactor.

高速炉における核分裂性物質の生成量の消費量に対する比は、しばしば転換比または増殖比と呼ばれる。ここでは、核分裂性Ｐｕについての転換比を以下の３通りに定義する。
（１）炉心燃料の転換比
＝炉心燃料のＰｕ生成量／炉心燃料のＰｕ消費量
（２）ブランケット燃料の転換比
＝ブランケット燃料のＰｕ生成量／炉心燃料のＰｕ消費量
（３）全体の転換比
＝炉心燃料の転換比＋ブランケット燃料の転換比 The ratio of production of fissile material to consumption in fast reactors is often referred to as conversion ratio or proliferation ratio. Here, conversion ratios for fissile Pu are defined in the following three ways.
(1) Conversion ratio of core fuel = Pu generation amount of core fuel / Pu consumption amount of core fuel (2) Conversion ratio of blanket fuel = Pu generation amount of blanket fuel / Pu consumption amount of core fuel (3) Total conversion Ratio = conversion ratio of core fuel + conversion ratio of blanket fuel

一般に、高速炉では、炉心燃料の転換比＜1であるが、ブランケット燃料の転換比を追加することにより、全体の転換比≧1とすること（すなわち燃料増殖）が可能である。この場合、燃料の燃焼が進むと、ブランケット燃料を含めた全体のＰｕの量は増加するが、炉心燃料内に残存するＰｕの量は次第に減少していく。そのため、炉心燃料は、一定の燃焼期間（運転サイクル長）経過後に新しい燃料と交換される。炉心燃料の経済性を向上させるためには、燃料交換頻度が少なくて済む長寿命の燃料要素が必要とされる。   In general, in the fast reactor, although the conversion ratio of the core fuel is <1, it is possible to make the total conversion ratio 1 1 (that is, fuel multiplication) by adding the conversion ratio of the blanket fuel. In this case, as the fuel combustion proceeds, the total amount of Pu including blanket fuel increases, but the amount of Pu remaining in the core fuel gradually decreases. Therefore, core fuel is replaced with new fuel after a certain combustion period (operation cycle length). In order to improve the economics of core fuel, long-lived fuel elements that require less frequent refueling are required.

また、ブランケット燃料で生成されたＰｕを再利用するためには、使用済み燃料として原子炉から取り出して、炉外に設けた再処理施設でＰｕを回収し、さらに、それを炉心燃料に加工するといった一連のリサイクル処理が必要となる。   Also, in order to reuse Pu produced by blanket fuel, it is removed from the reactor as spent fuel, recovered at a reprocessing facility provided outside the reactor, and further processed into core fuel A series of recycling processes are required.

非特許文献１に示された燃料要素では、炉心燃料領域の上部および下部にブランケット燃料が配置されている。この場合、全体の転換比は１をわずかに超えるが、炉心燃料の転換比＜1であるため、燃料交換を頻繁に行うことが必要となる。また、ブランケット燃料で生成される239Ｐｕを回収・再利用するためのリサイクル処理工程が必要である。 In the fuel element shown in Non-Patent Document 1, blanket fuel is disposed at the upper and lower portions of the core fuel area. In this case, although the overall conversion ratio slightly exceeds 1, the conversion ratio of the core fuel is <1, so frequent refueling is required. In addition, a recycling process is required to recover and reuse 239 Pu produced by blanket fuel.

特許文献１および２に記載の燃料要素は、ブランケット燃料を有していない。したがって、非特許文献１に記載の燃料要素と同様に、炉心燃料の転換比＜1となるため、燃料交換を頻繁に行うことが必要となる。   The fuel elements described in the patent documents 1 and 2 do not have a blanket fuel. Therefore, as in the case of the fuel element described in Non-Patent Document 1, the core fuel conversion ratio is less than 1, so frequent refueling is required.

本発明の目的は、炉心に装荷される燃料要素の長寿命化を図るとともに、使用済みの燃料要素のリサイクル処理工程を簡素化することが可能な高速炉の燃料要素および高速炉の炉心を提供することにある。   An object of the present invention is to provide a fast reactor fuel element and a fast reactor core capable of prolonging the life of the fuel element loaded in the core and simplifying the recycling process of the spent fuel element. It is to do.

本発明に係る高速炉の燃料要素は、核分裂性物質と燃料親物質とを含有した液体燃料が装荷されてなる高速炉の燃料要素であって、溶融塩燃料が装荷された上部燃料領域と液体金属燃料が装荷された下部燃料領域とからなる２段構造の燃料物質装荷領域を有することを特徴とする。   The fuel element of the fast reactor according to the present invention is a fuel element of a fast reactor loaded with liquid fuel containing fissile material and fuel parent material, wherein the upper fuel region and liquid loaded with molten salt fuel It is characterized by having a two-stage fuel material loading area consisting of a lower fuel area loaded with metal fuel.

本発明によれば、炉心に装荷される燃料要素の長寿命化を図るとともに、使用済みの燃料要素のリサイクル処理工程を簡素化することが可能な高速炉の燃料要素および高速炉の炉心が提供される。   According to the present invention, there is provided a fast reactor fuel element and a fast reactor core capable of extending the life of the fuel element loaded in the core and simplifying the recycling process of the spent fuel element. Be done.

本発明の実施形態に係る高速炉の炉心の概略の構成を模式的に示した図であり、（ａ）は、炉心の概略構造を斜視図で示した例、（ｂ）は、炉心を構成する燃料集合体の水平断面構造の例を示した図、（ｃ）は、燃料集合体を構成する燃料要素の垂直断面構造の例を示した図である。BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS It is the figure which showed typically the schematic structure of the core of the fast reactor which concerns on embodiment of this invention, (a) is an example which showed schematic structure of the core by the perspective view, (b) comprises a core FIG. 6C is a view showing an example of the horizontal cross-sectional structure of the fuel assembly, and FIG. 6C is a view showing an example of the vertical cross-sectional structure of the fuel element constituting the fuel assembly. 第１の実施例に係る燃料要素および炉心の垂直断面構造を模式的に示した図であり、（ａ）は、燃料要素の垂直断面構造の例、（ｂ）は、炉心全体の垂直断面構造の例である。It is the figure which showed the vertical cross-section of the fuel element and core which concern on a 1st example typically, (a) is an example of the vertical cross-section of a fuel element, (b) is the vertical cross-section of the whole core An example of 第２の実施例に係る燃料要素および炉心の垂直断面構造を模式的に示した図であり、（ａ）は、燃料要素の垂直断面構造の例、（ｂ）は、炉心全体の垂直断面構造の例である。It is the figure which showed typically the vertical cross-section of the fuel element and core which concern on a 2nd Example, (a) is an example of the vertical cross-section of a fuel element, (b) is the vertical cross-section of the whole core An example of 図４は、第３の実施例に係るブランケット燃料要素および炉心の垂直断面構造を模式的に示した図であり、（ａ）は、炉心で用いられるブランケット燃料要素の垂直断面構造の例、（ｂ）は、炉心全体の垂直断面構造の例である。FIG. 4 is a view schematically showing a vertical cross-sectional structure of a blanket fuel element and a core according to a third embodiment, wherein (a) is an example of a vertical cross-sectional structure of the blanket fuel element used in the core; b) is an example of the vertical cross section of the whole core.

以下、本発明の実施形態について、図面を参照して詳細に説明する。なお、各図面において、共通する構成要素には同一の符号を付し、重複した説明を省略する。   Hereinafter, embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the drawings. In each of the drawings, the same reference numerals are given to constituent elements in common, and duplicate explanations are omitted.

図１は、本発明の実施形態に係る高速炉の炉心１の概略の構成を模式的に示した図である。図１において、（ａ）は、炉心１の概略構造を斜視図で示した例、（ｂ）は、炉心１を構成する燃料集合体２の水平断面構造の例を示した図、（ｃ）は、燃料集合体２を構成する燃料要素１０の垂直断面構造の例を示した図である。なお、図１（ａ）には、炉心１の中に数体の燃料集合体２しか描かれてないが、炉心１は、数１０から数１００体に及ぶ複数の燃料集合体２によって構成され、その全体は、円筒形状を呈する。   FIG. 1 is a view schematically showing a schematic configuration of a core 1 of a fast reactor according to an embodiment of the present invention. In FIG. 1, (a) is an example showing the schematic structure of the core 1 in a perspective view, (b) is a view showing an example of the horizontal sectional structure of the fuel assembly 2 constituting the core 1, (c) FIG. 1 is a view showing an example of the vertical cross-sectional structure of a fuel element 10 constituting a fuel assembly 2; Although only several fuel assemblies 2 are drawn in the core 1 in FIG. 1 (a), the core 1 is composed of a plurality of fuel assemblies 2 ranging from several tens to several hundreds. , The whole has a cylindrical shape.

ここで、燃料集合体２とは、炉心１への装荷および取り出しに際して、一体として取り扱うことが可能な燃料要素１０の集合体をいう。燃料集合体２は、図１（ｂ）に示すように、ラッパ管４によって束ねられた数１０ないし数１００の複数の燃料要素１０によって構成される。そして、ラッパ管４の中では、互いに隣接する燃料要素１０同士の間には所定の大きさの間隙が設けられており、その間隙には液体ナトリウムなどの冷却材５が充填されている。   Here, the fuel assembly 2 refers to an assembly of fuel elements 10 that can be handled as one when loading and unloading the core 1. The fuel assembly 2 is composed of several tens to several hundreds of fuel elements 10 bundled by the trumpet 4 as shown in FIG. In the trumpet 4, a gap of a predetermined size is provided between the fuel elements 10 adjacent to each other, and the gap is filled with a coolant 5 such as liquid sodium.

燃料要素１０は、被覆管１７の中に燃料となる核分裂性物質および燃料親物質が装荷されて構成されたいわゆる燃料棒ということができる。この円筒状の被覆管１７の中は、とくに仕切りがあるわけではないが、ガスプレナム１４と燃料物質装荷領域１１とに分けられる。さらに、燃料物質装荷領域１１は、上部燃料領域１２と下部燃料領域１３との２段構造となっている。   The fuel element 10 can be said to be a so-called fuel rod configured by loading a fissile substance and a fuel parent substance to be fuel into the cladding tube 17. The cylindrical cladding tube 17 is divided into a gas plenum 14 and a fuel material loading area 11, although there is no particular partition. Furthermore, the fuel substance loading area 11 has a two-stage structure of an upper fuel area 12 and a lower fuel area 13.

このとき、上部燃料領域１２には、核分裂性物質（239Ｐｕなど）を含んだ溶融塩からなる炉心燃料が装荷され、下部燃料領域１３には、燃料親物質（238Ｕなど）を含んだ液体金属からなるブランケット燃料が装荷される。そして、これらの燃料物質が装荷され、さらにガスプレナム１４に不活性ガスが充填されたうえで、被覆管１７の上端および下端が上部端栓１５および下部端栓１６によって密封される。 At this time, core fuel consisting of molten salt containing fissile material (such as 239 Pu) is loaded in the upper fuel region 12, and liquid containing a fuel parent substance (such as 238 U) in the lower fuel region 13. Metal blanket fuel is loaded. Then, after these fuel materials are loaded and the gas plenum 14 is further filled with an inert gas, the upper end and the lower end of the cladding tube 17 are sealed by the upper end plug 15 and the lower end plug 16.

続いて、燃料要素１０の上部燃料領域１２および下部燃料領域それぞれに装荷される炉心燃料およびブランケット燃料のいくつかの実施例について説明する。   Subsequently, several embodiments of core fuel and blanket fuel loaded in the upper fuel region 12 and the lower fuel region of the fuel element 10 will be described.

≪第１の実施例≫
図２は、第１の実施例に係る燃料要素１０ａおよび炉心１ａの垂直断面構造を模式的に示した図であり、（ａ）は、燃料要素１０ａの垂直断面構造の例、（ｂ）は、炉心１ａ全体の垂直断面構造の例である。なお、図２（ｂ）中に示された一点鎖線は、炉心１ａの中心軸を示す。また、図２（ｂ）では、燃料集合体２ａおよび燃料要素１０ａの概念は捨象されており、図示が省略されている。 First Embodiment
FIG. 2 is a view schematically showing the vertical cross-sectional structure of the fuel element 10a and the core 1a according to the first embodiment, wherein (a) is an example of the vertical cross-sectional structure of the fuel element 10a, (b) is , And an example of the vertical cross section of the entire core 1a. In addition, the dashed-dotted line shown in FIG.2 (b) shows the central axis of the core 1a. Further, in FIG. 2 (b), the concepts of the fuel assembly 2a and the fuel element 10a are not shown.

本実施例では、燃料要素１０ａの上部燃料領域１２には、炉心燃料としてＰｕＣｌ３，ＵＣｌ３，ＮａＣｌ，ＭｇＣｌ２などからなる溶融塩燃料１２ａが装荷されている。また、下部燃料領域１３には、ブランケット燃料としてＵ−Ｂｉ合金などからなる液体金属燃料１３ａが装荷されている。なお、炉心燃料の溶融塩燃料１２ａは、所定の期間は交換されることなく炉心燃料として燃え続ける必要がある。そのため、溶融塩燃料１２ａは、核分裂性物質（239Ｐｕなど）の富化度が高められたものが用いられる。 In the present embodiment, in the upper fuel region 12 of the fuel element 10a, a molten salt fuel 12a composed of PuCl 3 , UCl 3 , NaCl, MgCl 2 or the like as a core fuel is loaded. In the lower fuel region 13, a liquid metal fuel 13a made of U-Bi alloy or the like is loaded as a blanket fuel. The molten salt fuel 12a of the core fuel needs to be kept burning as the core fuel without being replaced for a predetermined period. Therefore, as the molten salt fuel 12a, one having an enhanced enrichment of fissile material (such as 239 Pu) is used.

高速炉の運転時において、燃料要素１０ａの上部燃料領域１２では、溶融塩燃料１２ａの主成分である核分裂性物質の239Ｐｕは、自らの核分裂反応（すなわち、燃料の燃焼）により消費される。さらに、この溶融塩燃料１２ａには、燃料親物質である238Ｕが含まれている。そのため、この238Ｕが239Ｐｕの核分裂反応で発生した中性子を捕獲する中性子捕獲反応により、核分裂性物質（239Ｐｕなど）が新たな生成される。すなわち、上部燃料領域１２では、238Ｕは、239Ｐｕに核変換され燃料となる。 During operation of the fast reactor, in the upper fuel region 12 of the fuel element 10a, 239 Pu of fissile material which is the main component of the molten salt fuel 12a is consumed by its own nuclear fission reaction (i.e., fuel combustion). Furthermore, the molten salt fuel 12a contains 238 U, which is a fuel parent substance. Therefore, the neutron capture reaction to capture neutrons generated by fission reaction of the 238 U is 239 Pu, (such as 239 Pu) fissile material is a new product. That is, in the upper fuel region 12, 238 U is transmuted to 239 Pu and becomes fuel.

また、燃料要素１０ａの下部燃料領域１３では、液体金属燃料１３ａの主成分である燃料親物質の238Ｕは、上部燃料領域１２から漏れてくる中性子を捕獲し、その中性子捕獲反応によって核分裂性物質（239Ｐｕなど）に核変換する。すなわち、燃料要素１０ａの下部燃料領域１３では、核分裂性物質（239Ｐｕなど）が生成される。 Further, in the lower fuel region 13 of the fuel element 10a, 238 U of the fuel parent substance, which is the main component of the liquid metal fuel 13a, captures neutrons leaking from the upper fuel region 12 and fissile material by the neutron capture reaction. Transmute to (such as 239 Pu). That is, in the lower fuel region 13 of the fuel element 10a, fissile material (such as 239 Pu) is produced.

ところで、上部燃料領域１２と下部燃料領域１３との境界では、溶融塩燃料１２ａと液体金属燃料１３ａとが溶融状態で互いに接することとなる。このような場合、溶融塩燃料１２ａと液体金属燃料１３ａとが接した領域では、液体金属燃料１３ａに含まれる238Ｕから核変換した金属の239Ｐｕと、溶融塩燃料１２ａに含まれる塩化物の238Ｕとの間で、次の式（１）に示す化学反応が起きる。

Ｐｕ（金属）＋ＵＣｌ３（塩化物）→ＰｕＣｌ３（塩化物）＋Ｕ（金属） （１）
By the way, at the boundary between the upper fuel region 12 and the lower fuel region 13, the molten salt fuel 12a and the liquid metal fuel 13a are in contact with each other in a molten state. In such a case, in the region where the molten salt fuel 12a and the liquid metal fuel 13a are in contact with each other, 239 Pu of the metal transmuted from 238 U contained in the liquid metal fuel 13a and the chloride contained in the molten salt fuel 12a The chemical reaction shown in the following formula (1) occurs with 238 U.

Pu (metal) + UCl 3 (chloride) → PuCl 3 (chloride) + U (metal) (1)

すなわち、液体金属燃料１３ａに含まれる金属の239Ｐｕは、塩化物の239Ｐｕとなり、溶融塩燃料１２ａに含まれる塩化物の238Ｕは、金属の238Ｕとなる。このような化学反応が起きるのは、ウラン（Ｕ）とプルトニウム（Ｐｕ）では、Ｐｕのほうが塩素（Ｃｌ）に結合し易いからに他ならない。 That, 239 Pu of metal contained in the liquid metal fuel 13a is 239 Pu next chloride, 238 U of chloride contained in the molten salt fuel 12a is a 238 U of metal. Such chemical reactions occur only in the case of uranium (U) and plutonium (Pu) because Pu is more easily bound to chlorine (Cl).

以上のようにして生成された塩化物の239Ｐｕは、液体金属燃料１３ａよりも比重が小さく、逆に、金属の238Ｕは、溶融塩燃料１２ａよりも比重が大きい。そのため、塩化物の239Ｐｕは、炉心燃料である溶融塩燃料１２ａの中に拡散してゆき、金属の238Ｕは、ブランケット燃料である液体金属燃料１３ａの中に拡散していく。 The 239 Pu of chloride produced as described above has a specific gravity smaller than that of the liquid metal fuel 13a, and conversely, the metal 238 U has a larger specific gravity than that of the molten salt fuel 12a. Therefore, 239 Pu of chloride diffuses into the molten salt fuel 12a which is the core fuel, and 238 U of metal diffuses into the liquid metal fuel 13a which is the blanket fuel.

そして、溶融塩燃料１２ａと液体金属燃料１３ａとの境界では、式（１）に示した化学反応は、この化学反応に関わる各物質の濃度などが所定の平衡条件に達するまで継続して起きる。したがって、式（１）の化学反応が続く限り、液体金属燃料１３ａ（ブランケット燃料）側から溶融塩燃料１２ａ（炉心燃料）側に、燃料である239Ｐｕが次々に供給されることとなる。 Then, at the boundary between the molten salt fuel 12a and the liquid metal fuel 13a, the chemical reaction shown in the formula (1) continues to occur until the concentration of each substance involved in the chemical reaction reaches a predetermined equilibrium condition. Therefore, as long as the chemical reaction of the equation (1) continues, 239 Pu, which is the fuel, will be successively supplied from the liquid metal fuel 13a (blanket fuel) side to the molten salt fuel 12a (core fuel) side.

その結果として、本実施例では、炉心燃料の実効的な転換比は、次の式（２）のようにブランケット燃料の転換比相当分だけ大きくなる。

（炉心燃料の実効的な転換比）
＝（炉心燃料の転換比）＋（ブランケット燃料の転換比相当分） （２）
As a result, in the present embodiment, the effective conversion ratio of the core fuel is increased by the equivalent of the conversion ratio of the blanket fuel as expressed by the following equation (2).

(Effective conversion ratio of core fuel)
= (Core fuel conversion ratio) + (equivalent to blanket fuel conversion ratio) (2)

したがって、本実施例に係る炉心１ａでは、燃料要素１０の長寿命化を実現することができる。その結果、炉心１ａにおいて燃料要素１０または燃料集合体２を新しいものと交換する頻度を少なくすることができる。したがって、本実施例では、高速炉における燃料の経済性を大きく向上させることができる。   Therefore, in the core 1a according to the present embodiment, the life extension of the fuel element 10 can be realized. As a result, the frequency of replacing the fuel element 10 or the fuel assembly 2 with a new one can be reduced in the core 1a. Therefore, in the present embodiment, the fuel economy of the fast reactor can be greatly improved.

ところで、ブランケット燃料（液体金属燃料１３ａ）では、式（１）の化学反応の結果として、炉心燃料（溶融塩燃料１２ａ）と平衡する量の239Ｐｕが残る。そして、この残った239Ｐｕの核分裂反応や、わずかではあるがブランケット燃料に含まれる238Ｕなどの核分裂反応も起きる。 By the way, in the blanket fuel (liquid metal fuel 13a), as a result of the chemical reaction of the formula (1), 239 Pu remains in an amount which is in equilibrium with the core fuel (molten salt fuel 12a). And this fission reaction of 239 Pu and the fission reaction such as 238 U which is contained in a small amount of blanket fuel also occur.

これらのブランケット燃料の中での核分裂反応により生じた核分裂生成核種（以下、ＦＰ（Fission Products）核種という）のうち、白金族ＦＰ核種を除く大部分のＦＰ核種は、ブランケット燃料の液体金属燃料母材もより比重が小さい。そのため、これらのＦＰ核種は、ブランケット燃料と炉心燃料の境界まで浮き上がり、さらに、炉心燃料の溶融塩との間で、次の式（３）に示す化学反応を起こしてＦＰ塩の形態で炉心燃料側に拡散する。   Of fission products (hereinafter referred to as FP (Fission Products) nuclides) produced by fission reaction among these blanket fuels, most of the FP nuclides except platinum group FP nuclides are liquid metal fuel mothers of blanket fuels. The specific gravity of wood is also smaller. Therefore, these FP nuclides float up to the boundary between the blanket fuel and the core fuel, and further cause a chemical reaction shown in the following equation (3) between the molten salt of the core fuel to form the core fuel in the form of FP salt Spread to the side.

これらのＦＰ核種は、ブランケット燃料と炉心燃料の境界まで浮き上がり、さらに、炉心燃料の溶融塩との間で、次の式（３）に示す化学反応を起こしてＦＰ塩の形態で炉心燃料側に拡散する。

ＦＰ（単体）＋（３／２）ＭｇＣｌ３（塩化物）
→ＦＰＣｌ３（塩化物）＋（３／２）Ｍｇ（金属） （３）
These FP nuclides float up to the boundary between the blanket fuel and the core fuel, and further cause a chemical reaction shown in the following formula (3) between the core fuel molten salt and form the FP salt on the core fuel side Spread.

FP (single) + (3/2) MgCl 3 (chloride)
→ FPCl 3 (chloride) + (3/2) Mg (metal) (3)

つまり、使用済みのブランケット燃料には、白金族ＦＰ核種を除き、ＦＰ核種はほとんど残らないことになる。したがって、使用済みのブランケット燃料からＦＰ核種を回収する処理は、ほとんど不要となる、すなわち、使用済みのブランケット燃料の再処理において、ＦＰを分離するプロセスがほぼ不要となる。よって、使用済みの燃料要素１０ａの再処理工程が大幅に簡素化されることとなる。   In other words, in the used blanket fuel, except for platinum group FP nuclides, almost no FP nuclides will remain. Therefore, the process of recovering the FP nuclide from the used blanket fuel is almost unnecessary, that is, the process of separating the FP is almost unnecessary in the reprocessing of the used blanket fuel. Thus, the reprocessing process of the spent fuel element 10a is greatly simplified.

以上、本発明に係る燃料要素１０ａおよび炉心１ａによれば、ブランケット燃料（液体金属燃料１３ａ）側から炉心燃料（溶融塩燃料１２ａ）側に燃料となる239Ｐｕが供給されるので、炉心燃料の実効的な転換比を向上させることができる。その結果、炉心１ａにおける燃料要素１０ａや燃料集合体２の交換頻度を少なくすることができ、高速炉の実効的な運転サイクル長を伸ばすことができる。 As described above, according to the fuel element 10a and the core 1a according to the present invention, 239 Pu serving as fuel is supplied from the blanket fuel (liquid metal fuel 13a) side to the core fuel (molten salt fuel 12a) side. Effective conversion ratio can be improved. As a result, the frequency of replacement of the fuel element 10a and the fuel assembly 2 in the core 1a can be reduced, and the effective operation cycle length of the fast reactor can be extended.

よって、炉心１ａを備えた高速炉の稼働率が高くなり、その経済性を大きく向上させることができる。また、使用済みの燃料要素１０ａの再処理工程が大幅に簡素化され、このことも炉心１ａを備えた高速炉の経済性の向上に寄与する。   Therefore, the operation rate of the fast reactor equipped with the core 1a is increased, and the economic efficiency can be greatly improved. In addition, the reprocessing process of the spent fuel element 10a is greatly simplified, which also contributes to the improvement of the economic efficiency of the fast reactor equipped with the core 1a.

なお、ブランケット燃料から炉心燃料側に移行する239Ｐｕの量は、ブランケット燃料の転換比で調整することができる。また、ブランケット燃料の転換比は、ブランケット燃料および炉心燃料それぞれの仕様や配置に基づき、炉心燃料からブランケット燃料への中性子の漏洩量を適切に設定し、制御することにより調整することができる。 The amount of 239 Pu transferred from the blanket fuel to the core fuel side can be adjusted by the conversion ratio of the blanket fuel. In addition, the conversion ratio of the blanket fuel can be adjusted by appropriately setting and controlling the amount of neutron leakage from the core fuel to the blanket fuel based on the specifications and arrangement of the blanket fuel and the core fuel, respectively.

≪第２の実施例≫
図３は、第２の実施例に係る燃料要素１０ｂおよび炉心１ｂの垂直断面構造を模式的に示した図であり、（ａ）は、燃料要素１０ｂの垂直断面構造の例、（ｂ）は、炉心１ｂ全体の垂直断面構造の例である。なお、図３（ｂ）中に示された一点鎖線は、炉心１ｂの中心軸を示す。また、図３（ｂ）では、燃料集合体２ｂおよび燃料要素１０ｂの概念は捨象されており、図示が省略されている。 Second Embodiment
FIG. 3 is a view schematically showing the vertical cross-sectional structure of the fuel element 10b and the core 1b according to the second embodiment, wherein (a) is an example of the vertical cross-sectional structure of the fuel element 10b, (b) is , And an example of the vertical cross section of the entire core 1b. In addition, the dashed-dotted line shown in FIG.3 (b) shows the central axis of the core 1b. Further, in FIG. 3 (b), the concepts of the fuel assembly 2b and the fuel element 10b are omitted, and are not shown.

図３に示すように、本実施例に係る燃料要素１０ｂおよび炉心１ｂにおける燃料物質の配置構成は、第１の実施例（図２参照）とほとんど同じである。以下、両者の相違点についてのみ説明する。   As shown in FIG. 3, the arrangement of fuel materials in the fuel element 10b and the core 1b according to the present embodiment is almost the same as that of the first embodiment (see FIG. 2). Hereinafter, only differences between the two will be described.

第１の実施例との相違は、上部燃料領域１２および下部燃料領域１３のそれぞれに装荷される燃料にある。本実施例では、上部燃料領域１２には、炉心燃料として核分裂性物質濃度の高い高富化度溶融塩燃料１２ｂが装荷され、下部燃料領域１３には、ブランケット燃料として核分裂性物質濃度の低い低富化度液体金属燃料１３ｂが装荷される。すなわち、上部燃料領域１２には、ＰｕＣｌ３，ＵＣｌ３，ＮａＣｌ，ＭｇＣｌ２などからなる高富化度溶融塩燃料１２ｂが装荷され、下部燃料領域１３には、Ｐｕ−Ｕ−Ｂｉ合金などからなる低富化度液体金属燃料１３ｂが装荷される。 The difference from the first embodiment resides in the fuel loaded in each of the upper fuel region 12 and the lower fuel region 13. In the present embodiment, the upper fuel region 12 is loaded with the high enrichment molten salt fuel 12b having a high concentration of fissile material as core fuel, and the lower fuel region 13 has a low concentration of low concentration of fissile material as blanket fuel. The liquid metal fuel 13b is loaded. That is, the upper fuel region 12 is loaded with a highly enriched molten salt fuel 12b made of PuCl 3 , UCl 3 , NaCl, MgCl 2 or the like, and the lower fuel region 13 is made of a Pu-U-Bi alloy or the like. The enrichment liquid metal fuel 13b is loaded.

ここで、上部燃料領域１２に装荷される高富化度溶融塩燃料１２ｂは、第１の実施例で上部燃料領域１２に装荷される溶融塩燃料１２ａと実質的には同じであってもよい。また、下部燃料領域１３に装荷される低富化度液体金属燃料１３ｂは、第１の実施例で下部燃料領域１３に装荷される液体金属燃料１３ａとほとんど同じともいえるが、核分裂性物質である239Ｐｕが含まれている点で相違している。ただし、その富化度は低いものであってもよい。 Here, the highly enriched molten salt fuel 12b loaded in the upper fuel region 12 may be substantially the same as the molten salt fuel 12a loaded in the upper fuel region 12 in the first embodiment. The low enrichment liquid metal fuel 13b loaded in the lower fuel region 13 is a fissile material although it can be said that it is almost the same as the liquid metal fuel 13a loaded in the lower fuel region 13 in the first embodiment. The difference is that 239 Pu is included. However, the degree of enrichment may be low.

本実施例でも、第１の実施例と同様に、炉心燃料（高富化度溶融塩燃料１２ｂ）には239Ｐｕが含まれ、ブランケット燃料（低富化度液体金属燃料１３ｂ）には238Ｕが含まれている。したがって、炉心燃料で239Ｐｕの核分裂反応が起きることや、ブランケット燃料での238Ｕの中性子捕獲反応により239Ｐｕが生成されることは、第１の実施例の場合と同じである。 Also in the present embodiment, as in the first embodiment, the core fuel (highly enriched molten salt fuel 12b) contains 239 Pu, and the blanket fuel (lowly enriched liquid metal fuel 13b) is 238 U include. Accordingly, the occurrence of a fission reaction of 239 Pu in the core fuel and the generation of 239 Pu by the 238 U neutron capture reaction in the blanket fuel are the same as in the first embodiment.

さらには、炉心燃料とブランケット燃料との境界において式（１）の化学反応が起きることも、第１の実施例の場合と同じである。そのため、この化学反応によって塩化物となった239Ｐｕが炉心燃料の高富化度溶融塩燃料１２ｂの中に拡散し、金属となった238Ｕがブランケット燃料の低富化度液体金属燃料１３ｂの中に拡散することも第１の実施例の場合と同じである。 Furthermore, the occurrence of the chemical reaction of formula (1) at the boundary between the core fuel and the blanket fuel is also the same as in the first embodiment. Therefore, 239 Pu converted to chloride by this chemical reaction diffuses into the core fuel rich-enriched molten salt fuel 12b, and the metal 238 U becomes the blanket fuel low-enriched liquid metal fuel 13b. The diffusion to the same is also the same as in the first embodiment.

したがって、本実施例でも第１の実施例とほとんど同様の効果を得ることができる。すなわち、本実施例でも、炉心燃料の実効的な転換比を向上させることができ、炉心１ｂにおける燃料要素１０ｂや燃料集合体２ｂの交換頻度を少なくすることができる。そして、その結果として、高速炉の運転サイクル長を伸ばすことができるので、炉心１ｂを備えた高速炉の稼働率が高くなり、その経済性を大きく向上させることができる。   Therefore, almost the same effects as in the first embodiment can be obtained in this embodiment as well. That is, also in the present embodiment, the effective conversion ratio of the core fuel can be improved, and the replacement frequency of the fuel element 10b and the fuel assembly 2b in the core 1b can be reduced. And as a result, since the operation cycle length of the fast reactor can be extended, the operation rate of the fast reactor equipped with the core 1b can be increased, and its economic efficiency can be greatly improved.

なお、本実施例では、第１の実施例と異なり、ブランケット燃料の低富化度液体金属燃料１３ｂには、予め239Ｐｕが含まれている。そのため、低富化度液体金属燃料１３ｂから炉心燃料である高富化度溶融塩燃料１２ｂへの239Ｐｕの移行は、運転開始後、早く開始され、また、移行する量は、第１の実施例の場合よりも多くなる。したがって、本実施例では、炉心燃料の実効的な転換比を第１の実施例より大きくすることができる。 In the present embodiment, unlike the first embodiment, 239 Pu is previously contained in the low-enrichment liquid metal fuel 13b of the blanket fuel. Therefore, the transition of 239 Pu from the low enrichment liquid metal fuel 13b to the high enrichment molten salt fuel 12b, which is the core fuel, is started early after the start of operation, and the amount to be transferred is the first embodiment. More than in the case of. Therefore, in the present embodiment, the effective conversion ratio of the core fuel can be made larger than in the first embodiment.

また、本実施例では、下部燃料領域１３に装荷された低富化度液体金属燃料１３ｂの再処理では、239Ｐｕを低富化度液体金属燃料１３ｂに残したまま白金族ＦＰ核種のような少種類のＦＰ核種だけを除去すればよい。すなわち、低富化度液体金属燃料１３ｂは、再処理ではなく精製すればよいので、リサイクル工程が大きく簡素化される。 Further, in the present embodiment, in the reprocessing of the low enrichment liquid metal fuel 13 b loaded in the lower fuel region 13, such as platinum group FP nuclides while leaving 239 Pu in the low enrichment liquid metal fuel 13 b. It is sufficient to remove only a few kinds of FP nuclides. That is, since the low enrichment liquid metal fuel 13b may be purified instead of reprocessing, the recycling process is greatly simplified.

≪第３の実施例≫
図４は、第３の実施例に係るブランケット燃料要素１０ｃおよび炉心１ｃの垂直断面構造を模式的に示した図であり、（ａ）は、ブランケット燃料要素１０ｃの垂直断面構造の例、（ｂ）は、炉心１ｃ全体の垂直断面構造の例である。なお、図４（ｂ）中に示された一点鎖線は、炉心１ｃの中心軸を示す。また、図４（ｂ）では、燃料集合体２ｃ、ブランケット燃料要素１０ｃのなどの概念は捨象されており、図示が省略されている。 Third Example
FIG. 4 is a view schematically showing a vertical sectional structure of a blanket fuel element 10c and a core 1c according to a third embodiment, wherein (a) is an example of the vertical sectional structure of the blanket fuel element 10c, (b ) Is an example of the vertical cross section of the whole core 1c. In addition, the dashed-dotted line shown in FIG.4 (b) shows the central axis of the core 1c. Further, in FIG. 4B, concepts such as the fuel assembly 2c and the blanket fuel element 10c are omitted, and are not shown.

図４（ｂ）に示すように、本実施例に係る炉心１ｃは、第１の実施例で用いられた燃料要素１０ａ（図２（ａ）参照）が配置される中央領域５１と、図４（ａ）に示されたブランケット燃料要素１０ｃが配置される外周領域５２とに分けられる。すなわち、本実施例に係る炉心１ｃは、いわば、第１の実施形態に係る炉心１ａ（図２（ｂ）参照）の外周部に複数のブランケット燃料要素１０ｃがさらに配置されたものとなっている。なお、ブランケット燃料要素１０ｃの配置も、図１を用いて説明したように、数１０ないし数１００の複数のブランケット燃料要素１０ｃが束ねられて構成された燃料集合体２を単位として行われる。   As shown in FIG. 4 (b), the core 1c according to this embodiment includes a central region 51 in which the fuel element 10a (see FIG. 2 (a)) used in the first embodiment is disposed; It is divided into an outer peripheral area 52 where the blanket fuel element 10 c shown in (a) is disposed. That is, in the core 1c according to the present embodiment, a plurality of blanket fuel elements 10c are further disposed at the outer peripheral portion of the core 1a (see FIG. 2B) according to the first embodiment, so to speak. . The arrangement of the blanket fuel elements 10c is also performed in units of the fuel assembly 2 formed by bundling a plurality of blanket fuel elements 10c of several tens to several hundreds, as described with reference to FIG.

ブランケット燃料要素１０ｃは、燃料親物質は装荷されるが、核分裂性物質は装荷されないブランケット専用の燃料棒である。図４（ａ）に示すように、ブランケット燃料要素１０ｃは、上部燃料領域１２に燃料親物質を含んだ溶融塩ブランケット燃料１２ｃが装荷され、下部燃料領域１３に燃料親物質を含んだ液体金属ブランケット燃料１３ｃが装荷されて構成される。すなわち、上部燃料領域１２には、ＵＣｌ３，ＮａＣｌ，ＭｇＣｌ２などからなる溶融塩ブランケット燃料１２ｃが装荷され、下部燃料領域１３には、Ｕ−Ｂｉ合金などからなる液体金属ブランケット燃料１３ｃが装荷される。 The blanket fuel element 10 c is a blanket dedicated fuel rod loaded with a fuel parent substance but not loaded with a fissile substance. As shown in FIG. 4A, the blanket fuel element 10c is a liquid metal blanket in which the upper fuel region 12 is loaded with the molten salt blanket fuel 12c containing the fuel parent material and the lower fuel region 13 contains the fuel parent material The fuel 13c is loaded and configured. That is, the upper fuel region 12 is loaded with the molten salt blanket fuel 12c composed of UCl 3 , NaCl, MgCl 2 or the like, and the lower fuel region 13 is loaded with the liquid metal blanket fuel 13c composed of U-Bi alloy or the like. Ru.

図４（ｂ）に示した炉心１ｃにおいて、最初から核分裂性物質（239Ｐｕなど）が含まれているのは、中央領域５１に配置された燃料要素１０ａの上部燃料領域１２の溶融塩燃料１２ａだけである。したがって、炉心１ｃの運転の開始時には、核分裂性物質（239Ｐｕなど）の核分裂反応は、まず、中央領域５１の燃料要素１０ａの上部燃料領域１２で開始される。 In the core 1c shown in FIG. 4 (b), the fissile material (such as 239 Pu) is initially contained in the molten salt fuel 12a of the upper fuel region 12 of the fuel element 10a disposed in the central region 51. It is only. Therefore, at the start of operation of the core 1 c, the fission reaction of fissile material (such as 239 Pu) is first initiated in the upper fuel region 12 of the fuel element 10 a in the central region 51.

これに対し、燃料要素１０ａの液体金属燃料１３ａには、燃料親物質（238Ｕなど）が含まれており、この燃料親物質（238Ｕなど）は、燃料要素１０ａの上部燃料領域１２から漏れてくる中性子を捕獲して、核分裂性物質（239Ｐｕなど）に核変換する。こうして生成された核分裂性物質（239Ｐｕなど）は、核分裂することにより燃焼する。これらの反応は、第１の実施例の場合と同じである。 In contrast, the liquid metal fuel 13a of the fuel element 10a contains a fuel parent substance (such as 238 U), and this fuel parent substance (such as 238 U) leaks from the upper fuel region 12 of the fuel element 10a. Captures neutrons and transmutates them into fissile material (such as 239 Pu). The fissile material (such as 239 Pu) produced in this way burns by fission. These reactions are the same as in the first example.

同様に、ブランケット燃料要素１０ｃの溶融塩ブランケット燃料１２ｃおよび液体金属ブランケット燃料１３ｃにも、燃料親物質（238Ｕなど）が含まれている。この燃料親物質（238Ｕなど）も、燃料要素１０ａの上部燃料領域１２から漏れてくる中性子を捕獲して、核分裂性物質（239Ｐｕなど）に核変換する。こうして生成された核分裂性物質（239Ｐｕなど）は、核分裂することにより燃焼する。 Similarly, the molten salt blanket fuel 12c and the liquid metal blanket fuel 13c of the blanket fuel element 10c also contain a fuel parent substance (such as 238 U). This fuel parent substance (such as 238 U) also captures neutrons leaking from the upper fuel region 12 of the fuel element 10 a and transmutates it into fissionable substance (such as 239 Pu). The fissile material (such as 239 Pu) produced in this way burns by fission.

図４（ｂ）に示すように、本実施例に係る炉心１ｃでは、核分裂性物質（239Ｐｕなど）を含んだ液体金属燃料１３ａは、液体金属燃料１３ａだけでなく、溶融塩ブランケット燃料１２ｃおよび液体金属ブランケット燃料１３ｃによって取り囲まれている。そのため、炉心１ｃの炉心燃料の全体の転換比は、液体金属燃料１３ａの転換比相当分だけでなく、溶融塩ブランケット燃料１２ｃおよび液体金属ブランケット燃料１３ｃの転換比相当分が加算されたものとなる。 As shown in FIG. 4B, in the core 1c according to the present embodiment, the liquid metal fuel 13a containing fissile material (such as 239 Pu) is not only the liquid metal fuel 13a, but also the molten salt blanket fuel 12c and It is surrounded by a liquid metal blanket fuel 13c. Therefore, the conversion ratio of the core fuel of the core 1c is the sum of the conversion ratio equivalent of the molten salt blanket fuel 12c and the liquid metal blanket fuel 13c as well as the conversion ratio equivalent of the liquid metal fuel 13a. .

よって、本実施例では、実施例１に比べても、実効的な転換比を大きく増大させることができ、さらには、燃料要素１０ａを長寿命化させることができるので、高速炉の燃料経済性の向上を図ることができる。   Therefore, in the present embodiment, the effective conversion ratio can be greatly increased compared to the first embodiment, and furthermore, the fuel element 10a can be extended in life, so that the fuel economy of the fast reactor is achieved. Can be improved.

なお、ブランケット燃料要素１０ｃでも、液体金属ブランケット燃料１３ｃにおける核分裂性物質（239Ｐｕなど）の核分裂反応により、多くの核分裂生成核種（ＦＰ核種）が生成される。これらのＦＰ核種は、白金族ＦＰ核種を除き、液体金属ブランケット燃料１３ｃの比重よりも小さい。そのため、溶融塩ブランケット燃料１２ｃと液体金属ブランケット燃料１３ｃとの境界まで浮き上がる。 In the blanket fuel element 10c, many fission nuclides (FP nuclides) are generated by fission reaction of fissile material (such as 239 Pu) in the liquid metal blanket fuel 13c. These FP nuclides except for platinum group FP nuclides are smaller than the specific gravity of the liquid metal blanket fuel 13c. Therefore, it floats up to the boundary of molten salt blanket fuel 12c and liquid metal blanket fuel 13c.

溶融塩ブランケット燃料１２ｃと液体金属ブランケット燃料１３ｃとの境界まで浮き上がったＦＰ核種は、溶融塩ブランケット燃料１２ｃとの間で、式（３）と同様の化学反応を起こしＦＰ塩となる。そして、このＦＰ塩は、溶融塩ブランケット燃料１２ｃの中に拡散していく。   The FP nuclide that has floated up to the boundary between the molten salt blanket fuel 12c and the liquid metal blanket fuel 13c causes a chemical reaction similar to the formula (3) with the molten salt blanket fuel 12c to form an FP salt. Then, the FP salt diffuses into the molten salt blanket fuel 12c.

したがって、使用済みの液体金属ブランケット燃料１３ｃには、白金族ＦＰ核種を除き、ＦＰ核種はほとんど残らないことになる。したがって、使用済みのブランケット燃料からＦＰ核種を回収する処理は、ほとんど不要となるため、使用済みの液体金属ブランケット燃料１３ｃの再処理工程が大幅に簡素化されることとなる。   Therefore, in the used liquid metal blanket fuel 13c, almost no FP nuclides remain except for platinum group FP nuclides. Therefore, the process of recovering the FP nuclide from the used blanket fuel is almost unnecessary, and the reprocessing process of the used liquid metal blanket fuel 13c is greatly simplified.

なお、以上に説明した第３の実施例では、炉心１ｃの中央領域５１には、第１の実施例で説明した燃料要素１０ａが配置されるものとしたが、第２の実施例で説明した燃料要素１０ｂが配置されるものとしてもよい。その場合には、第２の実施例の場合と同様に、炉心燃料の実効的な転換比を増加させるなどの効果を期待することができる。   In the third embodiment described above, the fuel element 10a described in the first embodiment is disposed in the central region 51 of the core 1c. However, the fuel element 10a described in the second embodiment has been described. The fuel element 10b may be disposed. In that case, as in the case of the second embodiment, effects such as increasing the effective conversion ratio of the core fuel can be expected.

また、第３の実施例では、ブランケット燃料要素１０ｃに事前に装荷される溶融塩ブランケット燃料１２ｃおよび液体金属ブランケット燃料１３ｃのいずれにも、核分裂性物質（239Ｐｕなど）は含まれないものとしたが、多少の量が含まれるものであってもよい。 In the third embodiment, neither fissile material (such as 239 Pu) is included in any of the molten salt blanket fuel 12c and the liquid metal blanket fuel 13c preloaded in the blanket fuel element 10c. However, some amount may be included.

なお、本発明は、以上に説明した実施形態および実施例に限定されるものではなく、さらに、様々な変形例が含まれる。例えば、前記した実施形態および実施例は、本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施形態や実施例の構成の一部を、他の実施形態や実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施形態や実施例の構成に他の実施形態や実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施形態や実施例の構成の一部について、他の実施形態や実施例に含まれる構成を追加・削除・置換することも可能である。   The present invention is not limited to the embodiments and examples described above, and further includes various modifications. For example, the embodiments and examples described above are described in detail in order to explain the present invention in an easy-to-understand manner, and are not necessarily limited to those having all the configurations described. Further, part of the configuration of one embodiment or example can be replaced with the configuration of another embodiment or example, and another embodiment or example can be added to the configuration of one embodiment or example. It is also possible to add the configuration of Moreover, it is also possible to add, delete, and replace the configurations included in the other embodiments and examples with respect to a part of the configurations of the embodiments and examples.

１，１ａ，１ｂ，１ｃ 炉心
２ 燃料集合体
４ ラッパ管
５ 冷却材
１０，１０ａ，１０ｂ 燃料要素
１０ｃ ブランケット燃料要素
１１ 燃料物質装荷領域
１２ 上部燃料領域
１２ａ 溶融塩燃料
１２ｂ 高富化度溶融塩燃料
１２ｃ 溶融塩ブランケット燃料
１３ 下部燃料領域
１３ａ 液体金属燃料
１３ｂ 低富化度液体金属燃料
１３ｃ 液体金属ブランケット燃料
１４ ガスプレナム
１５ 上部端栓
１６ 下部端栓
１７ 被覆管
５１ 中央領域
５２ 外周領域 1, 1a, 1b, 1c core 2 fuel assembly 4 trumpet 5 coolant 10, 10a, 10b fuel element 10c blanket fuel element 11 fuel material loading area 12 upper fuel area 12a molten salt fuel 12b high enrichment molten salt fuel 12c Molten salt blanket fuel 13 lower fuel area 13a liquid metal fuel 13b low enrichment liquid metal fuel 13c liquid metal blanket fuel 14 gas plenum 15 upper end plug 16 lower end plug 17 cladding 51 central area 52 outer peripheral area

Claims (6)

核分裂性物質と燃料親物質とを含有した液体燃料が装荷されてなる高速炉の燃料要素であって、
溶融塩燃料が装荷された上部燃料領域と液体金属燃料が装荷された下部燃料領域とからなる２段構造の燃料物質装荷領域を有すること
を特徴とする高速炉の燃料要素。 A fuel element of a fast reactor loaded with liquid fuel containing fissile material and fuel parent material,
A fuel element for a fast reactor, comprising: a two-stage fuel material loading area comprising an upper fuel area loaded with molten salt fuel and a lower fuel area loaded with liquid metal fuel. 前記上部燃料領域には、前記核分裂性物質を富化した溶融塩燃料が装荷され、
前記下部燃料領域には、前記燃料親物質を含んだ液体金属燃料が装荷されていること
を特徴とする請求項１に記載の高速炉の燃料要素。 The upper fuel region is loaded with the molten salt fuel enriched with the fissile material,
The fuel element of a fast reactor according to claim 1, wherein the lower fuel region is loaded with a liquid metal fuel containing the fuel parent substance. 前記上部燃料領域には、前記核分裂性物質を富化した溶融塩燃料が装荷され、
前記下部燃料領域には、前記上部燃料領域に装荷された溶融塩燃料よりも富化度の低い液体金属燃料が装荷されていること
を特徴とする請求項１に記載の高速炉の燃料要素。 The upper fuel region is loaded with the molten salt fuel enriched with the fissile material,
The fuel element for a fast reactor according to claim 1, wherein the lower fuel region is loaded with a liquid metal fuel having a lower enrichment than the molten salt fuel loaded in the upper fuel region. 前記上部燃料領域には、前記燃料親物質を含んだ溶融塩燃料が装荷され、
前記下部燃料領域には、前記燃料親物質を含んだ液体金属燃料が装荷されていること
を特徴とする請求項１に記載の高速炉の燃料要素。 The upper fuel region is loaded with molten salt fuel containing the fuel parent substance,
The fuel element of a fast reactor according to claim 1, wherein the lower fuel region is loaded with a liquid metal fuel containing the fuel parent substance. 請求項１ないし請求項３のいずれか１項に記載の高速炉の燃料要素をそれぞれ複数本束ねて構成された複数の燃料集合体からなり、前記複数の燃料集合体が全体として円筒形状を呈するように配置されて構成されることを特徴とする高速炉の炉心。   The fuel assembly according to any one of claims 1 to 3, comprising a plurality of fuel assemblies each formed by bundling a plurality of fuel elements of the fast reactor, wherein the plurality of fuel assemblies have a cylindrical shape as a whole. A core of a fast reactor characterized in that it is arranged and configured. 請求項４に記載の高速炉の燃料要素がそれぞれ複数本束ねられて構成された複数の燃料集合体が請求項５に記載の高速炉の炉心の外周部を取り囲むように配置されていることを特徴とする高速炉の炉心。   A plurality of fuel assemblies each formed by bundling a plurality of fuel elements of the fast reactor according to claim 4 are arranged to surround the outer periphery of the core of the fast reactor according to claim 5 The core of a fast reactor characterized by
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2020201169A (en) * 2019-06-12 2020-12-17 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 Fuel assemblies and core of fast reactor
KR102523857B1 (en) * 2021-12-16 2023-04-20 한국과학기술원 Molten salt reactor and passive fuel injection method therefor

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5025592B1 (en) * 1968-05-20 1975-08-25
JPS62207995A (en) * 1986-03-07 1987-09-12 株式会社東芝 Fast breeder reactor
JPS6432189A (en) * 1987-07-29 1989-02-02 Power Reactor & Nuclear Fuel Self-refining molten metal fuel furnace
JP2001004773A (en) * 1999-06-18 2001-01-12 Toshiba Corp Core and fuel assembly of reactor
JP2005274316A (en) * 2004-03-24 2005-10-06 Toshiba Corp Nuclear reactor
JP2013050366A (en) * 2011-08-31 2013-03-14 Hitachi Ltd Fast reactor core
JP2014010022A (en) * 2012-06-29 2014-01-20 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd Fuel assembly, and nuclear reactor core

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3577225A (en) * 1968-07-18 1971-05-04 Atomic Energy Commission Method for separating uranium, protactinium, and rare earth fission products from spent molten fluoride salt reactor fuels
GB201318470D0 (en) * 2013-02-25 2013-12-04 Scott Ian R A practical molten salt fission reactor

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5025592B1 (en) * 1968-05-20 1975-08-25
JPS62207995A (en) * 1986-03-07 1987-09-12 株式会社東芝 Fast breeder reactor
JPS6432189A (en) * 1987-07-29 1989-02-02 Power Reactor & Nuclear Fuel Self-refining molten metal fuel furnace
JP2001004773A (en) * 1999-06-18 2001-01-12 Toshiba Corp Core and fuel assembly of reactor
JP2005274316A (en) * 2004-03-24 2005-10-06 Toshiba Corp Nuclear reactor
JP2013050366A (en) * 2011-08-31 2013-03-14 Hitachi Ltd Fast reactor core
JP2014010022A (en) * 2012-06-29 2014-01-20 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd Fuel assembly, and nuclear reactor core

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2020201169A (en) * 2019-06-12 2020-12-17 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 Fuel assemblies and core of fast reactor
JP7138082B2 (en) 2019-06-12 2022-09-15 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 fast reactor fuel assembly and fast reactor core
KR102523857B1 (en) * 2021-12-16 2023-04-20 한국과학기술원 Molten salt reactor and passive fuel injection method therefor
WO2023113174A1 (en) * 2021-12-16 2023-06-22 한국과학기술원 Molten salt reactor and passive fuel injection method therefor

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