JP2551892B2 - 高速炉の中空炉心 - Google Patents
高速炉の中空炉心Info
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
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Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、中央部分が空洞部とな
るように多数の燃料集合体を束ね全体として円環状に配
列することにより、ナトリウムボイド反応度を小さく抑
え、ＡＴＷＳ（異常な過渡変化時のスクラム失敗）等の
事象に対しても固有の潜在的安全性を有する高速炉の中
空炉心に関するものである。
るように多数の燃料集合体を束ね全体として円環状に配
列することにより、ナトリウムボイド反応度を小さく抑
え、ＡＴＷＳ（異常な過渡変化時のスクラム失敗）等の
事象に対しても固有の潜在的安全性を有する高速炉の中
空炉心に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】原子炉の炉心形状は、中性子経済から球
形又はそれに近い円柱形が望ましいとされ、炉心体積に
対する表面積の比を最小にして炉心外への中性子の漏洩
を制限している。高速炉の炉心は、一般的には六角柱状
の燃料集合体を多数本束ねた構成であり、それを包絡し
た形状は従来ほぼ円柱状である。
形又はそれに近い円柱形が望ましいとされ、炉心体積に
対する表面積の比を最小にして炉心外への中性子の漏洩
を制限している。高速炉の炉心は、一般的には六角柱状
の燃料集合体を多数本束ねた構成であり、それを包絡し
た形状は従来ほぼ円柱状である。
【０００３】図８は従来の小型炉心の例であり、Ａは縦
断面図、Ｂは横断面図である。炉心１０の高さ２ｈa と
直径２ａは同程度に設定されている。この炉心の中性子
束分布は図９Ａ，Ｂに示すように釣鐘状となり、径方向
の中性子漏洩ＮR と軸方向の中性子漏洩ＮA は同程度と
なっている。
断面図、Ｂは横断面図である。炉心１０の高さ２ｈa と
直径２ａは同程度に設定されている。この炉心の中性子
束分布は図９Ａ，Ｂに示すように釣鐘状となり、径方向
の中性子漏洩ＮR と軸方向の中性子漏洩ＮA は同程度と
なっている。
【０００４】炉心の大型化に伴って炉心高さと炉心直径
は増加するが、冷却材出口温度の上昇に伴う燃料被覆管
の許容温度制限などから、炉心高さはある程度以上には
できない。また高速炉の冷却材ナトリウムの沸騰防止の
観点からも炉心高さは制限される。具体的には、炉心高
さは１〜１．２ｍ程度が限界とされている。従って図１
０に示すように、高速炉の炉心１２は偏平な円柱形状と
なる。Ａは縦断面図、Ｂは横断面図である。
は増加するが、冷却材出口温度の上昇に伴う燃料被覆管
の許容温度制限などから、炉心高さはある程度以上には
できない。また高速炉の冷却材ナトリウムの沸騰防止の
観点からも炉心高さは制限される。具体的には、炉心高
さは１〜１．２ｍ程度が限界とされている。従って図１
０に示すように、高速炉の炉心１２は偏平な円柱形状と
なる。Ａは縦断面図、Ｂは横断面図である。
【０００５】一方、高速炉炉心の安全性に重要な役割を
果たしているナトリウムボイド反応度係数は、中央部で
の局所的ボイド反応度係数は一般に正で、周辺部では負
である。炉心の大型化と共にボイド反応度係数は増大
し、炉心全体としても、図１２に示すように負（小型炉
心）から正（中型炉心）になり、大型炉心ではその値が
更に増加していく。因に、ｐ点ではボイド反応度係数が
ゼロでこれ以下では冷却材が沸騰しても炉が暴走するこ
とはない。またｑ点ではボイド反応度係数が丁度β（遅
発中性子割合）に一致しており、これ以下では冷却材沸
騰が生じても即発臨界にはならず、炉の出力増加はさほ
ど急激ではない。ボイド反応度係数が例えβ値（１ド
ル）を超えても数ドル程度に抑えられれば出力増加の緩
和効果は大きい。
果たしているナトリウムボイド反応度係数は、中央部で
の局所的ボイド反応度係数は一般に正で、周辺部では負
である。炉心の大型化と共にボイド反応度係数は増大
し、炉心全体としても、図１２に示すように負（小型炉
心）から正（中型炉心）になり、大型炉心ではその値が
更に増加していく。因に、ｐ点ではボイド反応度係数が
ゼロでこれ以下では冷却材が沸騰しても炉が暴走するこ
とはない。またｑ点ではボイド反応度係数が丁度β（遅
発中性子割合）に一致しており、これ以下では冷却材沸
騰が生じても即発臨界にはならず、炉の出力増加はさほ
ど急激ではない。ボイド反応度係数が例えβ値（１ド
ル）を超えても数ドル程度に抑えられれば出力増加の緩
和効果は大きい。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】前記のように従来の高
速炉では、炉心の大型化に伴って偏平円柱状となる。そ
れによって図１１のＡに示すように、径方向の中性子束
分布は平坦化されて径方向の中性子漏洩は減少するもの
の、同図Ｂに示すように軸方向の中性子束分布は小型炉
心のように釣鐘状のままで軸方向の中性子漏洩は大き
く、中性子の漏洩の観点からは、径方向と軸方向でバラ
ンスが崩れている。このため軸方向にブランケットを部
分的に組み込む軸非均質炉が考えられているが、燃料の
製作が複雑になる欠点がある。
速炉では、炉心の大型化に伴って偏平円柱状となる。そ
れによって図１１のＡに示すように、径方向の中性子束
分布は平坦化されて径方向の中性子漏洩は減少するもの
の、同図Ｂに示すように軸方向の中性子束分布は小型炉
心のように釣鐘状のままで軸方向の中性子漏洩は大き
く、中性子の漏洩の観点からは、径方向と軸方向でバラ
ンスが崩れている。このため軸方向にブランケットを部
分的に組み込む軸非均質炉が考えられているが、燃料の
製作が複雑になる欠点がある。
【０００７】このように炉心の大型化と共にナトリウム
ボイド反応度係数が正となり、その値が大きくなってい
くため、冷却材流量低下や過出力などの事象において冷
却材ナトリウムが沸騰すると、炉心の発熱が急激に上昇
して、燃料溶融や炉心損傷を招く恐れがある。これを防
止するために、中性子検出器、温度計、流量計などを用
いた安全保護系を設け、設定値を超えた時に電気回路を
作動させて制御棒を炉心に挿入するようになっている
が、制御棒の挿入失敗の確率を完全に排除することはで
きない。このようなことから、単純で固有の安全性を有
するような大型高速炉の炉心構造の開発が求められてい
た。なお、従来の方式でボイド反応度係数を低減するた
めには、更に炉心高さを極端に低くして、より偏平にす
る必要がある。
ボイド反応度係数が正となり、その値が大きくなってい
くため、冷却材流量低下や過出力などの事象において冷
却材ナトリウムが沸騰すると、炉心の発熱が急激に上昇
して、燃料溶融や炉心損傷を招く恐れがある。これを防
止するために、中性子検出器、温度計、流量計などを用
いた安全保護系を設け、設定値を超えた時に電気回路を
作動させて制御棒を炉心に挿入するようになっている
が、制御棒の挿入失敗の確率を完全に排除することはで
きない。このようなことから、単純で固有の安全性を有
するような大型高速炉の炉心構造の開発が求められてい
た。なお、従来の方式でボイド反応度係数を低減するた
めには、更に炉心高さを極端に低くして、より偏平にす
る必要がある。
【０００８】本発明の目的は、上記のような従来技術の
課題を解決し、簡単な構成で低ボイド反応度係数を持
ち、何らかの出力異常増大に対して反応度の自己緩和機
能を有し、安全性が高く経済的な高速炉の炉心配置を提
供することである。
課題を解決し、簡単な構成で低ボイド反応度係数を持
ち、何らかの出力異常増大に対して反応度の自己緩和機
能を有し、安全性が高く経済的な高速炉の炉心配置を提
供することである。
【０００９】
【課題を解決するための手段】本発明は、中央部分が空
洞部となるように、多数の燃料集合体を束ねて全体とし
て円環状に配置した構造の高速炉の中空炉心である。複
数本の制御棒は、円環状炉心の同一円周上に配列する。
その位置は、例えば、円環状炉心で径方向中性子束分布
がほぼ最大値をとるような同一円周上である。
洞部となるように、多数の燃料集合体を束ねて全体とし
て円環状に配置した構造の高速炉の中空炉心である。複
数本の制御棒は、円環状炉心の同一円周上に配列する。
その位置は、例えば、円環状炉心で径方向中性子束分布
がほぼ最大値をとるような同一円周上である。
【００１０】炉心空洞部などを利用して反応度自己緩和
機構を組み込む。反応度自己緩和機構としては、空洞部
内に冷却材と同等の核的特性を有し且つ冷却材の温度異
常上昇時に溶融する物質（例えばアルミニウムやアルミ
ニウム合金等）を設置する構成、空洞部の上方に中性子
吸収体を設置して出力異常上昇時に前記中性子吸収体を
空洞部に落下させる構成、あるいは空洞部に高エネルギ
ー中性子に対する反応断面積が大きい物質（例えば、12
Ｃや14Ｎを含有する物質）を設置する構成がある。また
これら高エネルギー中性子に対する反応断面積が大きい
物質を燃料に組み込むことも可能である。
機構を組み込む。反応度自己緩和機構としては、空洞部
内に冷却材と同等の核的特性を有し且つ冷却材の温度異
常上昇時に溶融する物質（例えばアルミニウムやアルミ
ニウム合金等）を設置する構成、空洞部の上方に中性子
吸収体を設置して出力異常上昇時に前記中性子吸収体を
空洞部に落下させる構成、あるいは空洞部に高エネルギ
ー中性子に対する反応断面積が大きい物質（例えば、12
Ｃや14Ｎを含有する物質）を設置する構成がある。また
これら高エネルギー中性子に対する反応断面積が大きい
物質を燃料に組み込むことも可能である。
【００１１】
【作用】本発明では炉心の中央部分に空洞部が存在する
ため、該空洞部からの中性子漏洩によりボイド反応度係
数を中型炉心ないし小型炉心なみに小さく抑えることが
できる。ナトリウムボイド反応度への影響因子として
は、中性子スペクトルのハードニング、中性子漏洩
の増加、ナトリウムによる中性子吸収の低下、セル
フ・シールディングの変化、があるが、一般にとが
支配的である。は正に働き、は負に働き、両者の和
でボイド反応度が決まる。本発明では、中性子漏洩を適
度に設定することによってナトリウムボイド反応度係数
を低く抑えることになる。
ため、該空洞部からの中性子漏洩によりボイド反応度係
数を中型炉心ないし小型炉心なみに小さく抑えることが
できる。ナトリウムボイド反応度への影響因子として
は、中性子スペクトルのハードニング、中性子漏洩
の増加、ナトリウムによる中性子吸収の低下、セル
フ・シールディングの変化、があるが、一般にとが
支配的である。は正に働き、は負に働き、両者の和
でボイド反応度が決まる。本発明では、中性子漏洩を適
度に設定することによってナトリウムボイド反応度係数
を低く抑えることになる。
【００１２】この中空炉心では径方向中性子束分布が円
環状分布になるため、制御棒は同一円周上のみに配列す
ればよく、小数本で効果的な配置が可能である。また炉
心空洞部は、反応度自己緩和機能を持たせるのに利用で
き、それによって大型炉心でも固有安全性が著しく高ま
る。
環状分布になるため、制御棒は同一円周上のみに配列す
ればよく、小数本で効果的な配置が可能である。また炉
心空洞部は、反応度自己緩和機能を持たせるのに利用で
き、それによって大型炉心でも固有安全性が著しく高ま
る。
【００１３】
【実施例】図１は本発明に係る高速炉の中空炉心の概念
図を示したものであり、Ａは縦断面図、Ｂは横断面図で
ある。これは従来の大型炉心の中央部分を中空化したよ
うな構造である。即ち炉心中央部分に空洞部１４（直径
２ｃ）を形成するように、多数の燃料集合体を束ねて全
体として円環状に配置して炉心１６（最外径２ｄ、高さ
２ｈc ）を構成している。このような中空炉心構造では
空洞部１４を通って一部の中性子は外部に漏洩する。そ
のため、あたかも小型炉心ないし中型炉心と同程度のナ
トリウムボイド反応度係数が得られる。軸方向の中性子
束分布は図２Ｂに示すような釣鐘状となるが、径方向の
中性子束分布は、図２Ａに示すようにほぼ平坦で、中央
部が中空化に伴いやや歪む程度である。また炉心全体の
発熱量は空洞部分の直径がさほど大きくなければ、従来
の中実炉心に比べてやや減少する程度に抑えられる。な
お図２Ｃは中性子束３次元分布概念図である。
図を示したものであり、Ａは縦断面図、Ｂは横断面図で
ある。これは従来の大型炉心の中央部分を中空化したよ
うな構造である。即ち炉心中央部分に空洞部１４（直径
２ｃ）を形成するように、多数の燃料集合体を束ねて全
体として円環状に配置して炉心１６（最外径２ｄ、高さ
２ｈc ）を構成している。このような中空炉心構造では
空洞部１４を通って一部の中性子は外部に漏洩する。そ
のため、あたかも小型炉心ないし中型炉心と同程度のナ
トリウムボイド反応度係数が得られる。軸方向の中性子
束分布は図２Ｂに示すような釣鐘状となるが、径方向の
中性子束分布は、図２Ａに示すようにほぼ平坦で、中央
部が中空化に伴いやや歪む程度である。また炉心全体の
発熱量は空洞部分の直径がさほど大きくなければ、従来
の中実炉心に比べてやや減少する程度に抑えられる。な
お図２Ｃは中性子束３次元分布概念図である。
【００１４】例えば、１００万ｋＷｅ級の大型高速炉の
代表的炉心設計では、従来の中実炉心構造の場合、炉心
高さが約１ｍ、外径は約３．３ｍであるが、中央部に直
径約１ｍの空洞部を設けても、同一炉心体積にするため
の炉心外径は約０．１５ｍの増加（半径では僅か０．０
７ｍの増加）でしかなく、炉心外径の増加に伴うコスト
増は僅かである。
代表的炉心設計では、従来の中実炉心構造の場合、炉心
高さが約１ｍ、外径は約３．３ｍであるが、中央部に直
径約１ｍの空洞部を設けても、同一炉心体積にするため
の炉心外径は約０．１５ｍの増加（半径では僅か０．０
７ｍの増加）でしかなく、炉心外径の増加に伴うコスト
増は僅かである。
【００１５】従来の炉心配置では多数本の制御棒を炉心
に分散させる必要があったが、本発明に係る中空炉心で
は、図２Ｃに示すように中性子束分布が円環状になるた
め、制御棒は同一円周上（図１Ｂの破線１８で示す）の
みに配列すればよいことになる。換言すると図２Ａに示
すように、制御棒２０を径方向中性子束分布がほぼ最大
値をとる位置に配列すればよい。そのため少数本の制御
棒による効果的な配置が可能となる。
に分散させる必要があったが、本発明に係る中空炉心で
は、図２Ｃに示すように中性子束分布が円環状になるた
め、制御棒は同一円周上（図１Ｂの破線１８で示す）の
みに配列すればよいことになる。換言すると図２Ａに示
すように、制御棒２０を径方向中性子束分布がほぼ最大
値をとる位置に配列すればよい。そのため少数本の制御
棒による効果的な配置が可能となる。
【００１６】図３は本発明に係る中空炉心を設置した高
速炉の一例を示している。原子炉容器３０の内部に中空
炉心３２が位置し、ドーナッツ状の炉心支持構造３４に
より支持される。炉心支持構造３４の下方には中央が高
く周囲が低くなるように円環状に凹陥したコアキャッチ
ャ３６を設ける。原子炉容器３０の上端開口には遮蔽プ
ラグ３８を被せる。原子炉容器３０の内部は冷却材であ
る液体ナトリウムが流通する。中空炉心３２の下方の下
部プレナム４０には低温ナトリウムがあり、中空炉心３
２の上方の上部プレナム４２には高温ナトリウムがあ
る。液体ナトリウムの上部はカバーガス４４で覆われ
る。炉心空洞部４６の上方には中性子吸収体４８が位置
している。中性子吸収体４８は、事故時に、重力落下し
て原子炉の反応度を負にして原子炉を安全に停止させる
機能を果たす。その詳細は後述する。これにも中空炉心
構造は効果的である。また炉心支持機構３４及びコアキ
ャッチャ３６によって、万一の炉心損傷事故に対しても
再臨界事故に至らないように、溶融燃料を円環状に分散
させることができ、固有の安全性を保ち易い。これも中
空炉心の長所である。
速炉の一例を示している。原子炉容器３０の内部に中空
炉心３２が位置し、ドーナッツ状の炉心支持構造３４に
より支持される。炉心支持構造３４の下方には中央が高
く周囲が低くなるように円環状に凹陥したコアキャッチ
ャ３６を設ける。原子炉容器３０の上端開口には遮蔽プ
ラグ３８を被せる。原子炉容器３０の内部は冷却材であ
る液体ナトリウムが流通する。中空炉心３２の下方の下
部プレナム４０には低温ナトリウムがあり、中空炉心３
２の上方の上部プレナム４２には高温ナトリウムがあ
る。液体ナトリウムの上部はカバーガス４４で覆われ
る。炉心空洞部４６の上方には中性子吸収体４８が位置
している。中性子吸収体４８は、事故時に、重力落下し
て原子炉の反応度を負にして原子炉を安全に停止させる
機能を果たす。その詳細は後述する。これにも中空炉心
構造は効果的である。また炉心支持機構３４及びコアキ
ャッチャ３６によって、万一の炉心損傷事故に対しても
再臨界事故に至らないように、溶融燃料を円環状に分散
させることができ、固有の安全性を保ち易い。これも中
空炉心の長所である。
【００１７】図４は高速炉の固有の安全機能を有する漏
洩中性子パスの形成例を示す。中空炉心３２の空洞部密
閉空間５０内に、冷却材と同等の核的特性を有し且つ冷
却材の温度異常上昇時に溶融する可溶融物質５２を設置
する。異常な過渡変化で且つ制御棒による炉停止が行え
ないような事象（ＡＴＷＳ）発生時には、冷却材の温度
異常上昇により可溶融物質５２が溶融して、下部空間５
４に落下し、その後はボイドになる。これにより中性子
が炉心から漏洩する割合が増加して負の反応度が入り、
高速炉は安全に停止する。上記の可溶融物質５２として
は、例えばアルミニウムがある。アルミニウムは核的特
性がナトリウムに極めて似通っており、その融点は６６
０℃である。また作動温度はアルミニウムを合金にする
などにより変えられる。
洩中性子パスの形成例を示す。中空炉心３２の空洞部密
閉空間５０内に、冷却材と同等の核的特性を有し且つ冷
却材の温度異常上昇時に溶融する可溶融物質５２を設置
する。異常な過渡変化で且つ制御棒による炉停止が行え
ないような事象（ＡＴＷＳ）発生時には、冷却材の温度
異常上昇により可溶融物質５２が溶融して、下部空間５
４に落下し、その後はボイドになる。これにより中性子
が炉心から漏洩する割合が増加して負の反応度が入り、
高速炉は安全に停止する。上記の可溶融物質５２として
は、例えばアルミニウムがある。アルミニウムは核的特
性がナトリウムに極めて似通っており、その融点は６６
０℃である。また作動温度はアルミニウムを合金にする
などにより変えられる。
【００１８】図５は中性子吸収体を落下させる例であ
る。ここでは中性子吸収体として液体（例えば、ほう酸
水や液体リチウムなど）を用いている。中空炉心３２の
空洞部に受け容器５５を設け、その上方に中性子吸収体
５６を充填した上部容器５８を設ける。該上部容器５８
と受け容器５５との間は弁６０を備えた連結管６２で連
結する。弁６０は、事故時の温度異常上昇で受動的に開
く方式が望ましく、例えば形状記憶合金やキュリー点電
磁石によって作動する構造とする。このような構成は、
通常の制御棒の挿入による炉停止機構と原理的に異なる
ことから、多様化が図れ、炉停止機構の総合的信頼性が
向上する。また中性子吸収体としては固体（例えばＢ4
ＣやＺｒＨなど）を用いることも可能である。
る。ここでは中性子吸収体として液体（例えば、ほう酸
水や液体リチウムなど）を用いている。中空炉心３２の
空洞部に受け容器５５を設け、その上方に中性子吸収体
５６を充填した上部容器５８を設ける。該上部容器５８
と受け容器５５との間は弁６０を備えた連結管６２で連
結する。弁６０は、事故時の温度異常上昇で受動的に開
く方式が望ましく、例えば形状記憶合金やキュリー点電
磁石によって作動する構造とする。このような構成は、
通常の制御棒の挿入による炉停止機構と原理的に異なる
ことから、多様化が図れ、炉停止機構の総合的信頼性が
向上する。また中性子吸収体としては固体（例えばＢ4
ＣやＺｒＨなど）を用いることも可能である。
【００１９】図６は中空炉心３２の空洞部に、高エネル
ギー中性子に対する反応断面積（但し核分裂反応は除
く）が大きい物質６４を設置する構成である。事故時に
冷却材温度が異常上昇し、炉心で冷却材ナトリウムの沸
騰が生じると、ナトリウムによる減速効果が減少し、中
性子のエネルギースペクトルは高エネルギー側にシフト
する。核分裂エネルギー領域で中性子吸収断面積が上昇
する物質６４を空洞部に設置しておくと、この物質６４
により高速炉の出力上昇は抑制され、この自己制御機能
により高速炉は安全を保つ。この種の物質としては、例
えば炭素がある。図７Ａに12Ｃの中性子吸収断面積σa
と高速炉の中性子エネルギースペクトルを示す。高速炉
の中性子エネルギーの平均値は１×１０5 〜２×１０5
eV程度であるであるが、12Ｃの中性子吸収断面積はほぼ
この近傍で最小値を取るので、ナトリウムボイドが生じ
て中性エネルギースペクトルが高エネルギー側にシフト
すると、12Ｃによる吸収効果で負の反応度が入り原子炉
出力上昇が緩和される。12Ｃに代えて14Ｎを用いること
も可能である。図７Ｂに示すように、14Ｎの中性子吸収
断面積σa は１０5 eV以上で特に増加していないが、そ
の代わりに（ｎ，ｐ）反応の断面積σp が急激に増加し
ており、連鎖反応に寄与する中性子が失われる点では吸
収の場合と同様である。図７では12Ｃと14Ｎの例を示し
たが、このような特性を有する適切な物質を選定すれ
ば、反応度自己制御機能を有する炉心が得られる。12Ｃ
と14Ｎは、例えばＳｉＣやＳｉ3 Ｎ4 などのセラミック
スの形態で炉心空洞部に設置すれば、高温環境下での使
用にも充分耐えうる。
ギー中性子に対する反応断面積（但し核分裂反応は除
く）が大きい物質６４を設置する構成である。事故時に
冷却材温度が異常上昇し、炉心で冷却材ナトリウムの沸
騰が生じると、ナトリウムによる減速効果が減少し、中
性子のエネルギースペクトルは高エネルギー側にシフト
する。核分裂エネルギー領域で中性子吸収断面積が上昇
する物質６４を空洞部に設置しておくと、この物質６４
により高速炉の出力上昇は抑制され、この自己制御機能
により高速炉は安全を保つ。この種の物質としては、例
えば炭素がある。図７Ａに12Ｃの中性子吸収断面積σa
と高速炉の中性子エネルギースペクトルを示す。高速炉
の中性子エネルギーの平均値は１×１０5 〜２×１０5
eV程度であるであるが、12Ｃの中性子吸収断面積はほぼ
この近傍で最小値を取るので、ナトリウムボイドが生じ
て中性エネルギースペクトルが高エネルギー側にシフト
すると、12Ｃによる吸収効果で負の反応度が入り原子炉
出力上昇が緩和される。12Ｃに代えて14Ｎを用いること
も可能である。図７Ｂに示すように、14Ｎの中性子吸収
断面積σa は１０5 eV以上で特に増加していないが、そ
の代わりに（ｎ，ｐ）反応の断面積σp が急激に増加し
ており、連鎖反応に寄与する中性子が失われる点では吸
収の場合と同様である。図７では12Ｃと14Ｎの例を示し
たが、このような特性を有する適切な物質を選定すれ
ば、反応度自己制御機能を有する炉心が得られる。12Ｃ
と14Ｎは、例えばＳｉＣやＳｉ3 Ｎ4 などのセラミック
スの形態で炉心空洞部に設置すれば、高温環境下での使
用にも充分耐えうる。
【００２０】更に、円環状炉心を構成する多数の燃料集
合体のうち少なくとも一部に、高エネルギー中性子に対
する反応断面積が大きい物質を組み込んだ燃料（例えば
12Ｃや14Ｎを用いた炭化物や窒化物燃料）を用いること
もできる。そのような構成にすると、ボイド反応度低減
効果を更に高めることができる。
合体のうち少なくとも一部に、高エネルギー中性子に対
する反応断面積が大きい物質を組み込んだ燃料（例えば
12Ｃや14Ｎを用いた炭化物や窒化物燃料）を用いること
もできる。そのような構成にすると、ボイド反応度低減
効果を更に高めることができる。
【００２１】
【発明の効果】本発明は上記のように、中央部分が空洞
部となるように多数の燃料集合体を束ねて全体として円
環状に配置することにより、中性子漏洩量を適度に高
め、大型炉心であっても小型炉心ないし中型炉心なみの
低ボイド反応度係数が得られるようになり、ナトリウム
沸騰事故等に対して、大型炉心でも固有安全性が高ま
る。また円環状炉心であるため、制御棒を同一円周上に
配列することが可能となり、制御棒及びその駆動機構の
数を削減でき、駆動機構の配置も容易となる。更に円環
状炉心の下方に、円環状に凹陥したコアキャッチャを設
置することで、万一の炉心損傷事故による溶融燃料が円
環状に分散し、再臨界事故を防止できる。
部となるように多数の燃料集合体を束ねて全体として円
環状に配置することにより、中性子漏洩量を適度に高
め、大型炉心であっても小型炉心ないし中型炉心なみの
低ボイド反応度係数が得られるようになり、ナトリウム
沸騰事故等に対して、大型炉心でも固有安全性が高ま
る。また円環状炉心であるため、制御棒を同一円周上に
配列することが可能となり、制御棒及びその駆動機構の
数を削減でき、駆動機構の配置も容易となる。更に円環
状炉心の下方に、円環状に凹陥したコアキャッチャを設
置することで、万一の炉心損傷事故による溶融燃料が円
環状に分散し、再臨界事故を防止できる。
【００２２】本発明では、炉心空洞部を反応度自己緩和
機能を持たせるのに利用できる。空洞部を利用して、そ
の内部に冷却材と同等の核的特性を有し且つ冷却材の温
度異常上昇時に溶融する物質を設置することにより、溶
融した後はボイドになることから、空洞部からの中性子
漏洩が増加する。空洞部の上方に中性子吸収体を設置し
て出力異常上昇時に前記中性子吸収体が空洞部に落下す
るように構成すると、中性子吸収が増大する。あるいは
高エネルギー中性子に対する反応断面積が大きい物質を
設置すると、炉心でナトリウム沸騰事故が生じても中性
子エネルギースペクトルが高エネルギー側にシフトし
て、その物質との反応により連鎖反応にあずかる中性子
の数が減少する。これらによって反応度の自己緩和が出
来る安全な炉心を実現できる。
機能を持たせるのに利用できる。空洞部を利用して、そ
の内部に冷却材と同等の核的特性を有し且つ冷却材の温
度異常上昇時に溶融する物質を設置することにより、溶
融した後はボイドになることから、空洞部からの中性子
漏洩が増加する。空洞部の上方に中性子吸収体を設置し
て出力異常上昇時に前記中性子吸収体が空洞部に落下す
るように構成すると、中性子吸収が増大する。あるいは
高エネルギー中性子に対する反応断面積が大きい物質を
設置すると、炉心でナトリウム沸騰事故が生じても中性
子エネルギースペクトルが高エネルギー側にシフトし
て、その物質との反応により連鎖反応にあずかる中性子
の数が減少する。これらによって反応度の自己緩和が出
来る安全な炉心を実現できる。
【図１】本発明に係る高速炉の中空炉心の概念図。
【図２】その中空炉心の中性子束分布の説明図。
【図３】本発明に係る中空炉心を設置した高速炉構造の
一例を示す説明図。
一例を示す説明図。
【図４】炉心空洞部を利用した反応度の自己緩和機構の
一例を示す説明図。
一例を示す説明図。
【図５】炉心空洞部を利用した反応度の自己緩和機構の
他の例を示す説明図。
他の例を示す説明図。
【図６】炉心空洞部を利用した反応度の自己緩和機構の
更に他の例を示す説明図。
更に他の例を示す説明図。
【図７】12Ｃと14Ｎについての中性子エネルギースペク
トルと中性子吸収断面積を示すグラフ。
トルと中性子吸収断面積を示すグラフ。
【図８】従来の小型炉心の説明図。
【図９】従来の小型炉心の中性子束分布の説明図。
【図１０】従来の大型炉心の説明図。
【図１１】従来の大型炉心の中性子束分布の説明図。
【図１２】炉心の大きさとボイド反応度係数との関係を
示すグラフ。
示すグラフ。
１４ 空洞部 １６ 炉心
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 庁内整理番号 ＦＩ 技術表示箇所 Ｇ２１Ｃ 9/033 ＧＤＦ 9216−2Ｇ Ｇ２１Ｃ 9/02 ＧＤＦＭ
Claims (6)
- 【請求項１】 中央部分が空洞部となるように多数の燃
料集合体を束ねて全体として円環状に配置し、その円環
状炉心の径方向中性子束分布がほぼ最大値をとるような
単一円周上に複数本の制御棒を配列することを特徴とす
る高速炉の中空炉心。 - 【請求項２】 中央部分が空洞部となるように多数の燃
料集合体を束ねて全体として円環状に配置し、その空洞
部に冷却材と同等の核的特性を有し且つ冷却材の温度異
常上昇時に溶融落下し、あとがボイドになる可溶融物質
を設置することを特徴とする高速炉の中空炉心。 - 【請求項３】 中央部分が空洞部となるように多数の燃
料集合体を束ねて全体として円環状に配置し、その空洞
部の上方に中性子吸収体を設置し、出力異常上昇時に前
記中性子吸収体を空洞部に落下させることを特徴とする
高速炉の中空炉心。 - 【請求項４】 中央部分が空洞部となるように多数の燃
料集合体を束ねて全体として円環状に配置し、その空洞
部に、１０ ５ ｅＶ以上の高エネルギー中性子に対する反
応断面積又は（ｎ，ｐ）反応断面積が大きく、核分裂反
応断面積を持たない物質を配置することを特徴とする高
速炉の中空炉心。 - 【請求項５】 中央部分が空洞部となるように多数の燃
料集合体を束ねて全体として円環状に配置した構造をな
し、多数の燃料集合体のうち少なくとも一部に、１０ ５
ｅＶ以上の高エネルギー中性子に対する反応断面積又は
（ｎ，ｐ）反応断面積が大きく、核分裂反応断面積を持
たない物質を組み込んだ燃料を用いることを特徴とする
高速炉の中空炉心。 - 【請求項６】 中央部分が空洞部となるように多数の燃
料集合体を束ねて全体として円環状に配置し、その円環
状炉心の下方に、円環状に凹陥した形状のコアキャッチ
ャを設置することを特徴とする高速炉の中空炉心。
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4027353A JP2551892B2 (ja) | 1992-01-18 | 1992-01-18 | 高速炉の中空炉心 |
| FR9300348A FR2686444B1 (fr) | 1992-01-18 | 1993-01-15 | Cóoeur de reacteur creux pour utilisation dans un reacteur rapide. |
| RU93004407/25A RU2126558C1 (ru) | 1992-01-18 | 1993-01-15 | Активная зона большого реактора на быстрых нейтронах класса 1000 mwe |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4027353A JP2551892B2 (ja) | 1992-01-18 | 1992-01-18 | 高速炉の中空炉心 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05196771A JPH05196771A (ja) | 1993-08-06 |
| JP2551892B2 true JP2551892B2 (ja) | 1996-11-06 |
Family
ID=12218678
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4027353A Expired - Fee Related JP2551892B2 (ja) | 1992-01-18 | 1992-01-18 | 高速炉の中空炉心 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2551892B2 (ja) |
| FR (1) | FR2686444B1 (ja) |
| RU (1) | RU2126558C1 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2022075023A1 (ja) * | 2020-10-07 | 2022-04-14 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉 |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2473991C1 (ru) * | 2011-12-07 | 2013-01-27 | Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "Гидропресс" | Активная зона ядерного реактора |
| KR101389840B1 (ko) * | 2012-08-29 | 2014-04-29 | 한국과학기술원 | 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통 |
| RU2549371C1 (ru) * | 2014-01-31 | 2015-04-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Активная зона, твэл и тепловыделяющая сборка реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем |
| RU2549829C1 (ru) * | 2014-01-31 | 2015-04-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания |
| US11367537B2 (en) * | 2017-05-09 | 2022-06-21 | Westinghouse Electric Company Llc | Annular nuclear fuel pellets with central burnable absorber |
| CN111508620B (zh) * | 2020-04-30 | 2023-03-24 | 中国核动力研究设计院 | 一种反应堆机动性自调节方法 |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2395567A1 (fr) * | 1977-06-23 | 1979-01-19 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif recuperateur de coeur pour reacteur nucleaire a neutrons rapides |
| DE3047959A1 (de) * | 1980-12-19 | 1982-07-08 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln | Gasgekuehlter kugelhaufen-kernreaktor |
| US4582675A (en) * | 1982-09-30 | 1986-04-15 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Magnetic switch for reactor control rod |
| JPH04309893A (ja) * | 1991-04-08 | 1992-11-02 | Toshiba Corp | 高速増殖炉 |
| JPH04335190A (ja) * | 1991-05-09 | 1992-11-24 | Japan Atom Power Co Ltd:The | 高速増殖炉 |
-
1992
- 1992-01-18 JP JP4027353A patent/JP2551892B2/ja not_active Expired - Fee Related
-
1993
- 1993-01-15 RU RU93004407/25A patent/RU2126558C1/ru not_active IP Right Cessation
- 1993-01-15 FR FR9300348A patent/FR2686444B1/fr not_active Expired - Fee Related
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2022075023A1 (ja) * | 2020-10-07 | 2022-04-14 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉 |
| JP7474675B2 (ja) | 2020-10-07 | 2024-04-25 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2126558C1 (ru) | 1999-02-20 |
| JPH05196771A (ja) | 1993-08-06 |
| FR2686444B1 (fr) | 1995-07-13 |
| FR2686444A1 (fr) | 1993-07-23 |
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