JP3463100B2 - 原子炉の炉心における核燃料物質の取替方法 - Google Patents
原子炉の炉心における核燃料物質の取替方法Info
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉の炉心にお
ける核燃料物質の取替方法に係り、更に詳しくは、制御
棒等による燃焼反応度補償手段を不要とし、初装荷燃料
として天然ウランまたは劣化ウランと燃焼開始部のみを
用いて長期間連続運転することが可能な、運転性と安全
性と経済性とに優れた原子炉の炉心における核燃料物質
の取替方法に関するものである。
ける核燃料物質の取替方法に係り、更に詳しくは、制御
棒等による燃焼反応度補償手段を不要とし、初装荷燃料
として天然ウランまたは劣化ウランと燃焼開始部のみを
用いて長期間連続運転することが可能な、運転性と安全
性と経済性とに優れた原子炉の炉心における核燃料物質
の取替方法に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】原子炉の種類には、軽水炉、高速増殖
炉、高温ガス炉等様々あるが、我が国を含め諸外国で広
く商業発電に用いられている軽水炉、核燃料を消費しな
がら増殖することから将来性が期待されている高速増殖
炉が一般的である。
炉、高温ガス炉等様々あるが、我が国を含め諸外国で広
く商業発電に用いられている軽水炉、核燃料を消費しな
がら増殖することから将来性が期待されている高速増殖
炉が一般的である。
【０００３】これら軽水炉や高速増殖炉といった原子炉
の炉心は、約１年の運転サイクルの間は、制御棒で燃焼
反応度を補償しながら臨界を維持する。すなわち核分裂
性核種が多量に炉心に存在する燃焼初期には制御棒を炉
心に挿入し、燃焼とともに核分裂生成物（Fission Prod
ucts、以下「ＦＰ」と称する）の増加等により反応度が
減少してくるとこれらの制御棒を引き抜いていく。そし
て、運転サイクルの終了時にはこれらの制御棒が抜けて
いるようにする。
の炉心は、約１年の運転サイクルの間は、制御棒で燃焼
反応度を補償しながら臨界を維持する。すなわち核分裂
性核種が多量に炉心に存在する燃焼初期には制御棒を炉
心に挿入し、燃焼とともに核分裂生成物（Fission Prod
ucts、以下「ＦＰ」と称する）の増加等により反応度が
減少してくるとこれらの制御棒を引き抜いていく。そし
て、運転サイクルの終了時にはこれらの制御棒が抜けて
いるようにする。
【０００４】次のサイクルを開始するために、運転サイ
クル終了後は原子炉を停止し、最も燃焼の進んだ燃料を
新燃料と交換すると共に、交換しない燃料も適当に配置
換えすることによって、次の運転サイクルにおいても臨
界を維持することができるような核燃料物質の取替が行
われている。
クル終了後は原子炉を停止し、最も燃焼の進んだ燃料を
新燃料と交換すると共に、交換しない燃料も適当に配置
換えすることによって、次の運転サイクルにおいても臨
界を維持することができるような核燃料物質の取替が行
われている。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、このよ
うな従来の原子炉の炉心およびその炉心における核燃料
物質の取替方法では、以下のような問題がある。
うな従来の原子炉の炉心およびその炉心における核燃料
物質の取替方法では、以下のような問題がある。
【０００６】すなわち、軽水炉や高速増殖炉といった原
子炉の炉心は、上述したように、制御棒によって中性子
を吸収することにより燃焼反応度を補償しているため
に、中性子経済上好ましいものとはいえない。
子炉の炉心は、上述したように、制御棒によって中性子
を吸収することにより燃焼反応度を補償しているため
に、中性子経済上好ましいものとはいえない。
【０００７】また、このように制御棒によって燃焼反応
度を補償している炉心は、仮に制御棒駆動系の故障や事
故等によって、挿入されている制御棒が炉心から引き抜
かれてしまうと、炉心の出力が急激に上昇してしまい一
部の燃料が熔融したりするなどの可能性もあるという問
題がある。
度を補償している炉心は、仮に制御棒駆動系の故障や事
故等によって、挿入されている制御棒が炉心から引き抜
かれてしまうと、炉心の出力が急激に上昇してしまい一
部の燃料が熔融したりするなどの可能性もあるという問
題がある。
【０００８】制御棒に代えて、炉心外周に、中性子を反
射させて炉心中心側に戻す作用をする反射体を設け、こ
の反射体によって炉心の燃焼反応度を制御する方法も提
案されているが、これでは、制御可能な領域が炉心の外
周部に限られてしまう。
射させて炉心中心側に戻す作用をする反射体を設け、こ
の反射体によって炉心の燃焼反応度を制御する方法も提
案されているが、これでは、制御可能な領域が炉心の外
周部に限られてしまう。
【０００９】炉心内には、核分裂によって発生した熱エ
ネルギーを除熱するための冷却材が炉心全体に亘って、
炉心軸方向に沿ってほぼ一定速度で流れている。したが
って、制御棒に代えて、この冷却材の流量を制御して炉
心内の出力を制御することも考えられるが、これらの炉
心では、炉心軸方向に対して直角の方向である炉心径方
向で出力分布を有し、しかも燃焼に伴いその分布が変化
するために、冷却材の流量を調節することにより炉心出
力と冷却との両方を同時に制御することは困難である。
ネルギーを除熱するための冷却材が炉心全体に亘って、
炉心軸方向に沿ってほぼ一定速度で流れている。したが
って、制御棒に代えて、この冷却材の流量を制御して炉
心内の出力を制御することも考えられるが、これらの炉
心では、炉心軸方向に対して直角の方向である炉心径方
向で出力分布を有し、しかも燃焼に伴いその分布が変化
するために、冷却材の流量を調節することにより炉心出
力と冷却との両方を同時に制御することは困難である。
【００１０】一方、これらの炉心における核燃料物質の
取替方法は、一旦、原子炉を停止して、先ず、最も燃焼
の進んだ燃料を炉心から取り出して新燃料を新たに装荷
するのみならず、交換しない燃料も含めて適当に配置換
えすることによって、次の運転サイクルにおいても臨界
を維持するようにしている。これは、例えば、比較的燃
焼の進んだ燃料を炉心外周部に移動させたり、逆に内側
に入れて出力平坦化を図ったり、炉心内で出力の極端に
高い部位が発生しないように新燃料同士を近接して配置
しないようにするなど、ほぼ全ての燃料を移動させる大
掛かりな作業である。そのため、多大な時間と手間とを
要し、原子炉を再起動するまでの時間が長くなるため
に、原子力発電所の稼働率を低下させてしまうという問
題がある。
取替方法は、一旦、原子炉を停止して、先ず、最も燃焼
の進んだ燃料を炉心から取り出して新燃料を新たに装荷
するのみならず、交換しない燃料も含めて適当に配置換
えすることによって、次の運転サイクルにおいても臨界
を維持するようにしている。これは、例えば、比較的燃
焼の進んだ燃料を炉心外周部に移動させたり、逆に内側
に入れて出力平坦化を図ったり、炉心内で出力の極端に
高い部位が発生しないように新燃料同士を近接して配置
しないようにするなど、ほぼ全ての燃料を移動させる大
掛かりな作業である。そのため、多大な時間と手間とを
要し、原子炉を再起動するまでの時間が長くなるため
に、原子力発電所の稼働率を低下させてしまうという問
題がある。
【００１１】なお、高温ガス炉の一種であるペブルベッ
ド型高温ガス炉では、連続的にボール状燃料を炉心上部
に挿入する一方、炉心下部からはボール状燃料を取り出
すことにより、燃焼反応度補償用制御棒のみならず燃料
の配置換えも不要としている。
ド型高温ガス炉では、連続的にボール状燃料を炉心上部
に挿入する一方、炉心下部からはボール状燃料を取り出
すことにより、燃焼反応度補償用制御棒のみならず燃料
の配置換えも不要としている。
【００１２】しかしながら、このような連続的な燃料の
挿入や取り出しには、種々の困難が伴い、ドイツでの開
発ではこの部分のトラブルがあった。また、このような
炉心では、燃料の燃焼状態や、冷却材の流れを制御する
ことができないという問題もある。
挿入や取り出しには、種々の困難が伴い、ドイツでの開
発ではこの部分のトラブルがあった。また、このような
炉心では、燃料の燃焼状態や、冷却材の流れを制御する
ことができないという問題もある。
【００１３】本発明はこのような事情に鑑みてなされた
ものであり、一定出力で核分裂連鎖反応が継続すること
によって燃焼反応度補償用制御棒を不要とし、運転の容
易性と安全性とを兼ね備えた原子力の炉心において、核
燃料物質の複雑な配置換えを不要とするとともに、核燃
料物質を効率的に燃焼させることが可能な核燃料物質の
取替方法を提供することを目的とする。
ものであり、一定出力で核分裂連鎖反応が継続すること
によって燃焼反応度補償用制御棒を不要とし、運転の容
易性と安全性とを兼ね備えた原子力の炉心において、核
燃料物質の複雑な配置換えを不要とするとともに、核燃
料物質を効率的に燃焼させることが可能な核燃料物質の
取替方法を提供することを目的とする。
【００１４】
【００１５】
【００１６】
【課題を解決するための手段】上記の目的を達成するた
めに、本発明では、以下のような手段を講じる。
めに、本発明では、以下のような手段を講じる。
【００１７】すなわち、請求項１の発明は、初装荷用の
核燃料物質として天然ウランが炉心軸方向に沿って分離
可能な複数のノードに配置されることによって規則的に
配置されてなる燃料配置部と、炉心下端部または炉心上
端部に備えられ天然ウラン及び天然ウランからの核変換
によって生成した核分裂性物質の高速中性子によって維
持される核分裂連鎖反応による燃焼を開始させる燃焼開
始部からなる燃焼開始手段と、核分裂によって発生した
熱エネルギーを除去する除熱手段とを備え、熱エネルギ
ーの分布が燃焼の持続時間に亘って炉心径方向において
ほぼ一定であり、炉心軸方向における熱エネルギーのピ
ーク部が、燃焼の進行に伴って炉心軸方向に沿って移動
するようにした原子炉の炉心における核燃料物質の取替
方法である。本発明の取替方法では、ピーク部が、炉心
軸方向に沿って燃焼開始部から炉心端部の近傍にまで移
動した場合には、核分裂連鎖反応を停止させ、炉心端部
に配置されていたノードを分離して、燃焼開始部に再配
置し、この燃焼開始部から炉心端部まで炉心軸方向に沿
って未燃焼の天然ウランが配置されたノードを新たに配
置することによって核燃料物質を取り替えるようにして
いる。
核燃料物質として天然ウランが炉心軸方向に沿って分離
可能な複数のノードに配置されることによって規則的に
配置されてなる燃料配置部と、炉心下端部または炉心上
端部に備えられ天然ウラン及び天然ウランからの核変換
によって生成した核分裂性物質の高速中性子によって維
持される核分裂連鎖反応による燃焼を開始させる燃焼開
始部からなる燃焼開始手段と、核分裂によって発生した
熱エネルギーを除去する除熱手段とを備え、熱エネルギ
ーの分布が燃焼の持続時間に亘って炉心径方向において
ほぼ一定であり、炉心軸方向における熱エネルギーのピ
ーク部が、燃焼の進行に伴って炉心軸方向に沿って移動
するようにした原子炉の炉心における核燃料物質の取替
方法である。本発明の取替方法では、ピーク部が、炉心
軸方向に沿って燃焼開始部から炉心端部の近傍にまで移
動した場合には、核分裂連鎖反応を停止させ、炉心端部
に配置されていたノードを分離して、燃焼開始部に再配
置し、この燃焼開始部から炉心端部まで炉心軸方向に沿
って未燃焼の天然ウランが配置されたノードを新たに配
置することによって核燃料物質を取り替えるようにして
いる。
【００１８】従って、請求項１の発明の原子炉の炉心に
おける核燃料物質の取替方法においては、未使用の核燃
料物質を次の運転サイクルに使用することができる。こ
の取替方法は、径方向の配置換えを不要とし、未使用の
核燃料物質を軸方向のみに直線的に移動することにより
実現できるので、簡単に行うことができる。燃焼開始部
に再配置された燃料は元の炉心で臨界に寄与していた部
分であり、新炉心でも容易に臨界となる。この部分の核
分裂により放出される中性子は天然ウランまたは劣化ウ
ランまたはこれらに核分裂性物質を添加した隣接領域の
Ｕ−２３８をプルトニウムに転換し、これにより燃焼領
域が移動し、燃焼を維持していくことができる。
おける核燃料物質の取替方法においては、未使用の核燃
料物質を次の運転サイクルに使用することができる。こ
の取替方法は、径方向の配置換えを不要とし、未使用の
核燃料物質を軸方向のみに直線的に移動することにより
実現できるので、簡単に行うことができる。燃焼開始部
に再配置された燃料は元の炉心で臨界に寄与していた部
分であり、新炉心でも容易に臨界となる。この部分の核
分裂により放出される中性子は天然ウランまたは劣化ウ
ランまたはこれらに核分裂性物質を添加した隣接領域の
Ｕ−２３８をプルトニウムに転換し、これにより燃焼領
域が移動し、燃焼を維持していくことができる。
【００１９】請求項２の発明は、請求項１に記載の原子
炉の炉心における核燃料物質の取替方法において、燃料
配置部に配置された天然ウランの一部または全部を劣化
ウランに置き換えたものである。
炉の炉心における核燃料物質の取替方法において、燃料
配置部に配置された天然ウランの一部または全部を劣化
ウランに置き換えたものである。
【００２０】従って、請求項２の発明の原子炉の炉心に
おける核燃料物質の取替方法においては、天然ウランの
一部または全部を劣化ウランに置き換えた炉心であって
も、請求項１の発明と同様に、未使用の核燃料物質を次
の運転サイクルの燃焼開始手段として効率的に有効利用
することができる。
おける核燃料物質の取替方法においては、天然ウランの
一部または全部を劣化ウランに置き換えた炉心であって
も、請求項１の発明と同様に、未使用の核燃料物質を次
の運転サイクルの燃焼開始手段として効率的に有効利用
することができる。
【００２１】
【００２２】
【００２３】
【００２４】
【００２５】
【００２６】
【００２７】
【００２８】
【００２９】
【００３０】
【００３１】
【００３２】
【００３３】
【００３４】
【００３５】
【発明の実施の形態】以下に、本発明の各実施の形態に
ついて図面を参照しながら説明する。
ついて図面を参照しながら説明する。
【００３６】(第１の実施の形態)本発明の第１の実施の
形態を図１から図８を用いて説明する。
形態を図１から図８を用いて説明する。
【００３７】図１は、第１の実施の形態に係る原子炉の
炉心の一例を示す断面図である。
炉心の一例を示す断面図である。
【００３８】すなわち、本実施の形態に係る原子炉の炉
心１は、断面正六角形の多数の燃料集合体２が配置され
てなる。炉心１の外周部には、例えば鉛からなる反射体
３を備えており、中性子が炉心１の外に漏洩する効果を
小さくしている。
心１は、断面正六角形の多数の燃料集合体２が配置され
てなる。炉心１の外周部には、例えば鉛からなる反射体
３を備えており、中性子が炉心１の外に漏洩する効果を
小さくしている。
【００３９】図２は、燃料集合体２の一例を示す断面図
（図２（ａ））および斜視図（図２（ｂ））である。
（図２（ａ））および斜視図（図２（ｂ））である。
【００４０】図３は、燃料要素６の詳細例を示す立断面
図である。
図である。
【００４１】燃料集合体２は、ラッパー管５と呼ばれる
断面正六角形の筒の中に、長尺の燃料要素６を複数束ね
てなる。また、図２の切断部Ｌ１〜Ｌ５に沿って分離可
能な構成としている。
断面正六角形の筒の中に、長尺の燃料要素６を複数束ね
てなる。また、図２の切断部Ｌ１〜Ｌ５に沿って分離可
能な構成としている。
【００４２】燃料要素６は、被覆管１０の内部に上部は
天然ウランを含むペレットからなり、下部は燃焼開始部
として例えばプルトニウムと天然ウランを含むペレット
からなる燃料材１１を装荷している。被覆管１０は、高
温度の冷却材と高速中性子の照射に耐えられるようステ
ンレス鋼を用いている。一般的な高速炉で用いられてい
るガスプレナムは作らず、核分裂によって発生したガス
状のＦＰは各ペレットに閉じ込める。
天然ウランを含むペレットからなり、下部は燃焼開始部
として例えばプルトニウムと天然ウランを含むペレット
からなる燃料材１１を装荷している。被覆管１０は、高
温度の冷却材と高速中性子の照射に耐えられるようステ
ンレス鋼を用いている。一般的な高速炉で用いられてい
るガスプレナムは作らず、核分裂によって発生したガス
状のＦＰは各ペレットに閉じ込める。
【００４３】燃料要素６は、更に、その外周にスパイラ
ルワイヤ７を螺旋状に巻いており、このスパイラルワイ
ヤ７の厚みによって、隣接する燃料要素６との間隔を確
保すると共に、オリフィス孔８を介して燃料集合体２内
に導入される冷却材の流路を形成している。
ルワイヤ７を螺旋状に巻いており、このスパイラルワイ
ヤ７の厚みによって、隣接する燃料要素６との間隔を確
保すると共に、オリフィス孔８を介して燃料集合体２内
に導入される冷却材の流路を形成している。
【００４４】図４は、以上のように構成した本実施の形
態に係る原子炉の炉心１の外形を示す模式図（図４
（ａ））および、炉心１の断面における燃料材１１の分
布を示す模式図（図４（ｂ））である。
態に係る原子炉の炉心１の外形を示す模式図（図４
（ａ））および、炉心１の断面における燃料材１１の分
布を示す模式図（図４（ｂ））である。
【００４５】図４（ａ）に示すように、原子炉の炉心１
は、円柱形状をしており、図４（ｂ）に示すように、燃
料材１１として上部は天然ウランを含むペレットからな
る天然ウラン部１５となっており、下部は例えばプルト
ニウムと天然ウランを含むペレットからなる燃焼開始部
１６を構成している。
は、円柱形状をしており、図４（ｂ）に示すように、燃
料材１１として上部は天然ウランを含むペレットからな
る天然ウラン部１５となっており、下部は例えばプルト
ニウムと天然ウランを含むペレットからなる燃焼開始部
１６を構成している。
【００４６】燃焼開始部１６はプルトニウムと天然ウラ
ン等を含むペレットからなるが、プルトニウムの量は炉
心を臨界にするには十分な量があり、核分裂連鎖反応で
余分の中性子の一部を隣接する天然ウラン部１５のＵ−
２３８に与え、これをプルトニウムに変換する。なお、
燃焼開始部１６は、プルトニウムと天然ウランのみに限
らず、それらに濃縮ウランを適宜混合しても良い。
ン等を含むペレットからなるが、プルトニウムの量は炉
心を臨界にするには十分な量があり、核分裂連鎖反応で
余分の中性子の一部を隣接する天然ウラン部１５のＵ−
２３８に与え、これをプルトニウムに変換する。なお、
燃焼開始部１６は、プルトニウムと天然ウランのみに限
らず、それらに濃縮ウランを適宜混合しても良い。
【００４７】天然ウラン部１５の下端部ではプルトニウ
ムが蓄積を続け、やがて燃焼部（出力部）は燃焼開始部
１６から軸に沿って上方に移動していく。燃焼開始部１
６は十分な量のプルトニウムが必要であるが、図示しな
い加速器で発生させた中性子を天然ウランに供給するこ
とにより十分な量のプルトニウムを生成させても良い。
ムが蓄積を続け、やがて燃焼部（出力部）は燃焼開始部
１６から軸に沿って上方に移動していく。燃焼開始部１
６は十分な量のプルトニウムが必要であるが、図示しな
い加速器で発生させた中性子を天然ウランに供給するこ
とにより十分な量のプルトニウムを生成させても良い。
【００４８】本実施の形態による原子炉の炉心１は、上
述したように、炉心上部に天然ウランのみを用い、この
うちＵ−２３８に中性子を吸収させてプルトニウムを生
成し、核分裂で消滅したプルトニウムを補償している。
すなわち、核分裂連鎖反応以外にこれと同数の中性子を
必要とするわけで、優れた中性子経済を達成する必要が
ある。このためには核分裂を引き起こす中性子は高速で
あることが必要であり、減速する効果が小さい冷却材を
用いる必要がある。なお、天然ウランの一部または全部
を劣化ウランとしても良い。
述したように、炉心上部に天然ウランのみを用い、この
うちＵ−２３８に中性子を吸収させてプルトニウムを生
成し、核分裂で消滅したプルトニウムを補償している。
すなわち、核分裂連鎖反応以外にこれと同数の中性子を
必要とするわけで、優れた中性子経済を達成する必要が
ある。このためには核分裂を引き起こす中性子は高速で
あることが必要であり、減速する効果が小さい冷却材を
用いる必要がある。なお、天然ウランの一部または全部
を劣化ウランとしても良い。
【００４９】以上のような観点から、本実施の形態で
は、冷却材としてナトリウム（Ｎａ）または鉛（Ｐｂ）
または鉛ビスマス（Ｐｂ−Ｂｉ）合金からなる液体金属
またはヘリウム（Ｈｅ）または炭酸ガス（ＣＯ２）とい
った気体を用いる。
は、冷却材としてナトリウム（Ｎａ）または鉛（Ｐｂ）
または鉛ビスマス（Ｐｂ−Ｂｉ）合金からなる液体金属
またはヘリウム（Ｈｅ）または炭酸ガス（ＣＯ２）とい
った気体を用いる。
【００５０】Ｎａは、中性子の減速・吸収が少なく、ま
た、軽く、沸点が高く（約９００℃）高温低圧で運転で
き、熱伝達特性が良いので、高速増殖炉原型炉でも採用
されている。しかしながら、中性子を吸収すると放射化
し、原子炉周囲の放射線量率を高める。また、化学的に
活性で水との反応が活発で、空気に触れると酸化発熱反
応、場合によっては発煙反応を起こすので漏洩防止対策
が必要となる。
た、軽く、沸点が高く（約９００℃）高温低圧で運転で
き、熱伝達特性が良いので、高速増殖炉原型炉でも採用
されている。しかしながら、中性子を吸収すると放射化
し、原子炉周囲の放射線量率を高める。また、化学的に
活性で水との反応が活発で、空気に触れると酸化発熱反
応、場合によっては発煙反応を起こすので漏洩防止対策
が必要となる。
【００５１】ＰｂおよびＰｂ−ＢｉはＮａよりも若干比
重が高く、熱伝達特性も若干劣るものの、中性子閉じ込
め性能がＮａよりも優れ、中性子経済上好ましい冷却材
である。沸点もＮａより格段に高く（約１７００℃）、
炉心１の出力が急激に上昇した場合であっても沸騰に至
る確率は少ない。また、Ｎａのように化学的に活性では
なく、放射化による影響も小さい。
重が高く、熱伝達特性も若干劣るものの、中性子閉じ込
め性能がＮａよりも優れ、中性子経済上好ましい冷却材
である。沸点もＮａより格段に高く（約１７００℃）、
炉心１の出力が急激に上昇した場合であっても沸騰に至
る確率は少ない。また、Ｎａのように化学的に活性では
なく、放射化による影響も小さい。
【００５２】ヘリウム（Ｈｅ）または炭酸ガス（Ｃ
Ｏ２）は高圧で使用する必要があるが、液体金属冷却材
と比べ、格段に中性子経済に優れている。
Ｏ２）は高圧で使用する必要があるが、液体金属冷却材
と比べ、格段に中性子経済に優れている。
【００５３】図５は、本実施の形態に係る原子炉の炉心
１における出力および物質収支のイメージを示す模式図
である。
１における出力および物質収支のイメージを示す模式図
である。
【００５４】炉心下端部にある燃焼開始部１６がプルト
ニウムと天然ウランの適当な混合物になっている場合に
ついて、核燃料物質（ウラン、プルトニウム及びその他
のアクチノイドの全量）とプルトニウムおよびＦＰの分
布がどのように変化していくかを中性子束の分布とあわ
せて説明する。
ニウムと天然ウランの適当な混合物になっている場合に
ついて、核燃料物質（ウラン、プルトニウム及びその他
のアクチノイドの全量）とプルトニウムおよびＦＰの分
布がどのように変化していくかを中性子束の分布とあわ
せて説明する。
【００５５】炉心下端部の燃焼開始部１６にあるプルト
ニウムＰの核分裂によって中性子が発生するので、図５
（ａ）に示すように中性子束φが立ち上がる。また、こ
の核分裂によって核燃料物質ＭはＦＰに変化するので、
図５（ａ）に示すように核燃料物質Ｍが炉心１の下端部
側から減少し、ＦＰが炉心１の下端部側から蓄積する。
ニウムＰの核分裂によって中性子が発生するので、図５
（ａ）に示すように中性子束φが立ち上がる。また、こ
の核分裂によって核燃料物質ＭはＦＰに変化するので、
図５（ａ）に示すように核燃料物質Ｍが炉心１の下端部
側から減少し、ＦＰが炉心１の下端部側から蓄積する。
【００５６】一方、核分裂するとプルトニウムＰは減少
するが、この核分裂によって発生した中性子の一部はＵ
−２３８に吸収され、Ｕ−２３８をプルトニウムＰに変
換することにより、プルトニウムＰの量は炉心全体で一
定となる。
するが、この核分裂によって発生した中性子の一部はＵ
−２３８に吸収され、Ｕ−２３８をプルトニウムＰに変
換することにより、プルトニウムＰの量は炉心全体で一
定となる。
【００５７】燃焼部上部は燃焼部下部よりＵ−２３８の
量が多いのでプルトニウムＰの生成割合が大きい。この
ため燃焼部上部ではプルトニウムＰの量は増え、炉心下
部ではプルトニウムＰの量は減少する。このため燃焼部
は軸に沿って上方に移動する。この核分裂によって発生
した熱エネルギーは、後述するようにして冷却材が除熱
する。
量が多いのでプルトニウムＰの生成割合が大きい。この
ため燃焼部上部ではプルトニウムＰの量は増え、炉心下
部ではプルトニウムＰの量は減少する。このため燃焼部
は軸に沿って上方に移動する。この核分裂によって発生
した熱エネルギーは、後述するようにして冷却材が除熱
する。
【００５８】本実施の形態による原子炉の炉心１に存在
する主要なアクチノイド核種と核反応によるそれらの間
の変換の様子を図６に示す。
する主要なアクチノイド核種と核反応によるそれらの間
の変換の様子を図６に示す。
【００５９】いくつかの核分裂性核種が存在するが、こ
れらの内、量が多くて重要なものはＰｕ−２３９とＰｕ
−２４１である。
れらの内、量が多くて重要なものはＰｕ−２３９とＰｕ
−２４１である。
【００６０】燃焼と共に天然ウラン燃料の核種割合が変
化していく様子を図７に示す。
化していく様子を図７に示す。
【００６１】新燃料の状態では図７（ａ）に示すよう
に、Ｕ−２３５とＵ−２３８は重量比で０．７：９９．
３であったものが、下方からの中性子を吸収するように
なると、図７（ｂ）に示すように、先ず、Ｕ−２３８の
一部が高速中性子を捕獲し、更に２度のβ崩壊を介して
Ｐｕ−２３９となる。またＵ−２３５の一部が核分裂に
よりＦＰに変換するとともに、別の一部が中性子捕獲に
よりＵ−２３６に変換する。
に、Ｕ−２３５とＵ−２３８は重量比で０．７：９９．
３であったものが、下方からの中性子を吸収するように
なると、図７（ｂ）に示すように、先ず、Ｕ−２３８の
一部が高速中性子を捕獲し、更に２度のβ崩壊を介して
Ｐｕ−２３９となる。またＵ−２３５の一部が核分裂に
よりＦＰに変換するとともに、別の一部が中性子捕獲に
よりＵ−２３６に変換する。
【００６２】更に燃焼が進行すると、図７（ｃ）に示す
ように、Ｕ−２３５が更にＦＰとＵ−２３６に変換す
る。また、Ｕ−２３８からは上述したようにしてＰｕ−
２３９が生成する一方、既に生成しているＰｕ−２３９
からは、核分裂によりＦＰが発生するとともに、中性子
の捕獲によりＰｕ−２４０が生成する。すなわち、Ｐｕ
−２３９はその生成とその中性子吸収（中性子捕獲＋核
分裂）とによってその量が決定する。
ように、Ｕ−２３５が更にＦＰとＵ−２３６に変換す
る。また、Ｕ−２３８からは上述したようにしてＰｕ−
２３９が生成する一方、既に生成しているＰｕ−２３９
からは、核分裂によりＦＰが発生するとともに、中性子
の捕獲によりＰｕ−２４０が生成する。すなわち、Ｐｕ
−２３９はその生成とその中性子吸収（中性子捕獲＋核
分裂）とによってその量が決定する。
【００６３】更に燃焼が進行すると、図７（ｄ）に示す
ように、Ｕ−２３５が更にＦＰとＵ−２３６に変換す
る。また、Ｕ−２３８からは上述したようにしてＰｕ−
２３９が生成する一方、既に生成しているＰｕ−２３９
からは、核分裂によりＦＰが発生するとともに、中性子
の捕獲によりＰｕ−２４０が生成する。このように、あ
る程度まで核変換が進行すると、Ｐｕ−２３９の生成元
のＵ−２３８が減少することから、図７（ｃ）と図７
（ｄ）を比較して分るようにＰｕ−２３９の量は減少し
て行く。一方、Ｐｕ−２４０は、Ｐｕ−２３９の中性子
捕獲により発生する一方、既に生成しているＰｕ−２４
０が中性子を捕獲することにより核分裂性核種であるＰ
ｕ−２４１を生成する。
ように、Ｕ−２３５が更にＦＰとＵ−２３６に変換す
る。また、Ｕ−２３８からは上述したようにしてＰｕ−
２３９が生成する一方、既に生成しているＰｕ−２３９
からは、核分裂によりＦＰが発生するとともに、中性子
の捕獲によりＰｕ−２４０が生成する。このように、あ
る程度まで核変換が進行すると、Ｐｕ−２３９の生成元
のＵ−２３８が減少することから、図７（ｃ）と図７
（ｄ）を比較して分るようにＰｕ−２３９の量は減少し
て行く。一方、Ｐｕ−２４０は、Ｐｕ−２３９の中性子
捕獲により発生する一方、既に生成しているＰｕ−２４
０が中性子を捕獲することにより核分裂性核種であるＰ
ｕ−２４１を生成する。
【００６４】更に燃焼が進行すると、図７（ｅ）に示す
ように、Ｕ−２３５が更にＦＰとＵ−２３６に変換し、
その量が減少する。また、Ｕ−２３８からは上述したよ
うにしてＰｕ−２３９が生成するが、Ｕ−２３８が更に
減少することから、Ｐｕ−２３９の量も更に減少する。
Ｐｕ−２３９が減少すると、それを親物質としているＰ
ｕ−２４０の生成量も減少し、やがてその量も減少す
る。
ように、Ｕ−２３５が更にＦＰとＵ−２３６に変換し、
その量が減少する。また、Ｕ−２３８からは上述したよ
うにしてＰｕ−２３９が生成するが、Ｕ−２３８が更に
減少することから、Ｐｕ−２３９の量も更に減少する。
Ｐｕ−２３９が減少すると、それを親物質としているＰ
ｕ−２４０の生成量も減少し、やがてその量も減少す
る。
【００６５】Ｐｕ−２４０から生成されるＰｕ−２４１
は、核分裂性物質であるので核分裂する一方、中性子捕
獲によって更に高次のプルトニウムであるＰｕ−２４２
を生成する。
は、核分裂性物質であるので核分裂する一方、中性子捕
獲によって更に高次のプルトニウムであるＰｕ−２４２
を生成する。
【００６６】燃焼の進行と共に、Ｐｕ−２３９やＰｕ−
２４０やＵ−２３５等の核分裂によりＦＰが生成されこ
れが蓄積していく。ＦＰの中には中性子をよく吸収する
物質も含まれているので、図７（ｆ）に示すように、Ｆ
Ｐの量がある程度以上になると、この部分ではもはや核
分裂連鎖反応の継続が困難となり、中性子束レベルは低
下し、核反応も起こらなくなり、核種割合もほとんど変
化しなくなる。
２４０やＵ−２３５等の核分裂によりＦＰが生成されこ
れが蓄積していく。ＦＰの中には中性子をよく吸収する
物質も含まれているので、図７（ｆ）に示すように、Ｆ
Ｐの量がある程度以上になると、この部分ではもはや核
分裂連鎖反応の継続が困難となり、中性子束レベルは低
下し、核反応も起こらなくなり、核種割合もほとんど変
化しなくなる。
【００６７】炉心においては図７（ｂ）から図７（ｅ）
に対応する領域で臨界を維持しているが、これらの領域
のうち図７（ｅ）に対応する部分はやがて図７（ｆ）の
状態となり、臨界を維持する領域から抜けていく。
に対応する領域で臨界を維持しているが、これらの領域
のうち図７（ｅ）に対応する部分はやがて図７（ｆ）の
状態となり、臨界を維持する領域から抜けていく。
【００６８】一方、図７（ａ）に対応する部分はやがて
図７（ｂ）の状態となり、臨界を維持する領域に入って
くる。図７（ａ）に対応する部分は燃焼部の上部であ
り、図７（ｆ）に対応する部分は燃焼部の下部であるこ
とから、燃焼部は燃焼と共に上方へと移動していく。
図７（ｂ）の状態となり、臨界を維持する領域に入って
くる。図７（ａ）に対応する部分は燃焼部の上部であ
り、図７（ｆ）に対応する部分は燃焼部の下部であるこ
とから、燃焼部は燃焼と共に上方へと移動していく。
【００６９】このようにして、本実施の形態に係る原子
炉の炉心では、燃焼部が、炉心１の軸方向に沿って、燃
焼開始部１６から上方に移動していく。すなわち、炉心
１の連続運転長さを長くしたい場合には、炉心１の高さ
を高くすれば良い。
炉の炉心では、燃焼部が、炉心１の軸方向に沿って、燃
焼開始部１６から上方に移動していく。すなわち、炉心
１の連続運転長さを長くしたい場合には、炉心１の高さ
を高くすれば良い。
【００７０】図８は、本実施の形態に係る原子炉の炉心
１を適用した発電システムの構成例を示すプラント概念
図である。
１を適用した発電システムの構成例を示すプラント概念
図である。
【００７１】ここでは冷却材としてＮａを用いた場合を
示している。冷却材１７を、ポンプ１８によって１次ル
ープ１９内を循環させることによって、原子炉２０内に
導入する。原子炉２０内に導入された冷却材１７は、炉
心１に装荷された燃料集合体２のオリフィス孔８から燃
料集合体２の内部に流入し、スパイラルワイヤ７によっ
て確保された流路にしたがって燃料要素６の間隙を上昇
する。これによって、冷却材１７は、被覆管１０表面と
の熱伝達によって、燃料材１１の核分裂反応によって発
生した熱エネルギーを奪い、自身は加熱されて炉心１の
上部から炉心外に放出されるようにしている。
示している。冷却材１７を、ポンプ１８によって１次ル
ープ１９内を循環させることによって、原子炉２０内に
導入する。原子炉２０内に導入された冷却材１７は、炉
心１に装荷された燃料集合体２のオリフィス孔８から燃
料集合体２の内部に流入し、スパイラルワイヤ７によっ
て確保された流路にしたがって燃料要素６の間隙を上昇
する。これによって、冷却材１７は、被覆管１０表面と
の熱伝達によって、燃料材１１の核分裂反応によって発
生した熱エネルギーを奪い、自身は加熱されて炉心１の
上部から炉心外に放出されるようにしている。
【００７２】このようにして放出された冷却材１７は、
更にポンプ１８の駆動力によって熱交換器２１に送ら
れ、ここで中間ループ２２内を循環する２次冷却材２３
との熱交換によって冷却されるようにしている。なお、
中間ループ２２は、２次冷却材２３を中間ループ２２内
で循環させる図示しないポンプを備えている。ここで２
次冷却材２３とは、冷却材１７と同じものであっても、
異なるものであっても構わない。
更にポンプ１８の駆動力によって熱交換器２１に送ら
れ、ここで中間ループ２２内を循環する２次冷却材２３
との熱交換によって冷却されるようにしている。なお、
中間ループ２２は、２次冷却材２３を中間ループ２２内
で循環させる図示しないポンプを備えている。ここで２
次冷却材２３とは、冷却材１７と同じものであっても、
異なるものであっても構わない。
【００７３】一方、２次冷却材２３は、熱交換器２１に
おいて冷却材１７からの熱供給を受けることにより自身
は加熱され、図示しないポンプの駆動力によって蒸気発
生器２５に送られ、ここでタービン系蒸気ループ２６内
を循環する冷却水２７との熱交換によって冷却されるよ
うにしている。なお、タービン系蒸気ループ２６は、冷
却水２７を同ループ内で循環させる図示しないポンプを
備えている。
おいて冷却材１７からの熱供給を受けることにより自身
は加熱され、図示しないポンプの駆動力によって蒸気発
生器２５に送られ、ここでタービン系蒸気ループ２６内
を循環する冷却水２７との熱交換によって冷却されるよ
うにしている。なお、タービン系蒸気ループ２６は、冷
却水２７を同ループ内で循環させる図示しないポンプを
備えている。
【００７４】冷却水２７は、蒸気発生器２５において２
次冷却材２３からの熱供給を受けることにより白身は加
熱され蒸気２８となり、図示しないタービンヘと送ら
れ、タービンの回転に用いられるようにしている。
次冷却材２３からの熱供給を受けることにより白身は加
熱され蒸気２８となり、図示しないタービンヘと送ら
れ、タービンの回転に用いられるようにしている。
【００７５】ここではＮａ冷却材を用いた発電システム
の場合について示したが、他の冷却材の場合は中間ルー
プが不要である。また、ガス冷却材の場合、蒸気発生器
の代わりにガスタービンを用いることも考えられる。さ
らに、熱だけが必要な場合には発電装置は不要である。
の場合について示したが、他の冷却材の場合は中間ルー
プが不要である。また、ガス冷却材の場合、蒸気発生器
の代わりにガスタービンを用いることも考えられる。さ
らに、熱だけが必要な場合には発電装置は不要である。
【００７６】なお、上記においては、図２および図３を
用いて、本実施の形態で適用する燃料集合体２の詳細構
成を説明したが、本発明における燃料集合体２の構成
は、それに限られるものではなく、現状の軽水炉で用い
られているような正方形状のものであっても良い。
用いて、本実施の形態で適用する燃料集合体２の詳細構
成を説明したが、本発明における燃料集合体２の構成
は、それに限られるものではなく、現状の軽水炉で用い
られているような正方形状のものであっても良い。
【００７７】また図８を用いて、本実施の形態における
原子炉の炉心１を適用した発電システムの構成例を示し
たが、本実施の形態による原子炉の炉心１が適用される
発電システムの構成はこれに限られるものではない。ま
た本実施の形態における原子炉の利用は発電システムに
限られるものでもない。
原子炉の炉心１を適用した発電システムの構成例を示し
たが、本実施の形態による原子炉の炉心１が適用される
発電システムの構成はこれに限られるものではない。ま
た本実施の形態における原子炉の利用は発電システムに
限られるものでもない。
【００７８】次に、以上のように構成した本実施の形態
に係る原子炉の炉心の作用について説明する。
に係る原子炉の炉心の作用について説明する。
【００７９】燃焼開始部１６がプルトニウムと天然ウラ
ンの適当な混合物になっている場合について説明する。
１回の核分裂あたり平均して２〜３個の中性子が生成さ
れる。燃焼開始部１６にある主としてプルトニウムＰの
核分裂によって中性子が発生するので、図５（ａ）に示
すように中性子束φが立ち上がる。
ンの適当な混合物になっている場合について説明する。
１回の核分裂あたり平均して２〜３個の中性子が生成さ
れる。燃焼開始部１６にある主としてプルトニウムＰの
核分裂によって中性子が発生するので、図５（ａ）に示
すように中性子束φが立ち上がる。
【００８０】また、この核分裂によって核燃料物質Ｍは
ＦＰに変化するので、図５（ａ）に示すように核燃料物
質Ｍが炉心１の下端部側から減少し、ＦＰが炉心１の下
端部側から蓄積する。
ＦＰに変化するので、図５（ａ）に示すように核燃料物
質Ｍが炉心１の下端部側から減少し、ＦＰが炉心１の下
端部側から蓄積する。
【００８１】一方、核分裂するとプルトニウムＰは減少
するが、この核分裂によって発生した中性子の一部はＵ
−２３８に吸収され、Ｕ−２３８をプルトニウムＰに変
換することにより、プルトニウムＰの量は炉心全体で一
定となる。燃焼部上部は燃焼部下部よりＵ−２３８の量
が多いのでプルトニウムＰの生成割合が大きい。このた
め燃焼部上部ではプルトニウムＰの量は増え、炉心下部
ではプルトニウムＰの量は減少する。
するが、この核分裂によって発生した中性子の一部はＵ
−２３８に吸収され、Ｕ−２３８をプルトニウムＰに変
換することにより、プルトニウムＰの量は炉心全体で一
定となる。燃焼部上部は燃焼部下部よりＵ−２３８の量
が多いのでプルトニウムＰの生成割合が大きい。このた
め燃焼部上部ではプルトニウムＰの量は増え、炉心下部
ではプルトニウムＰの量は減少する。
【００８２】天然ウラン部１５の燃料について考える。
新燃料の状態では図７（ａ）に示すように、Ｕ−２３５
とＵ−２３８は重量比で０.７:９９.３であったもの
が、下方からの中性子を吸収するようになると、図７
（ｂ）に示すように、先ず、Ｕ−２３８の一部が高速中
性子を捕獲し、更に２度のβ崩壊を介してＰｕ−２３９
となる。またＵ−２３５の一部が核分裂によりＦＰに変
換するとともに、別の一部が中性子捕獲によりＵ−２３
６に変換する。
新燃料の状態では図７（ａ）に示すように、Ｕ−２３５
とＵ−２３８は重量比で０.７:９９.３であったもの
が、下方からの中性子を吸収するようになると、図７
（ｂ）に示すように、先ず、Ｕ−２３８の一部が高速中
性子を捕獲し、更に２度のβ崩壊を介してＰｕ−２３９
となる。またＵ−２３５の一部が核分裂によりＦＰに変
換するとともに、別の一部が中性子捕獲によりＵ−２３
６に変換する。
【００８３】更に燃焼が進行すると、図７（ｃ）に示す
ように、Ｕ−２３５が更にＦＰとＵ−２３６に変換す
る。また、Ｕ−２３８からは上述したようにしてＰｕ−
２３９が生成する一方、既に生成しているＰｕ−２３９
からは、核分裂によりＦＰが発生するとともに、中性子
の捕獲によりＰｕ−２４０が生成する。
ように、Ｕ−２３５が更にＦＰとＵ−２３６に変換す
る。また、Ｕ−２３８からは上述したようにしてＰｕ−
２３９が生成する一方、既に生成しているＰｕ−２３９
からは、核分裂によりＦＰが発生するとともに、中性子
の捕獲によりＰｕ−２４０が生成する。
【００８４】すなわち、Ｐｕ−２３９はその生成とその
中性子吸収（中性子捕獲＋核分裂）とによってその量が
決定する。更に燃焼が進行すると、図７（ｄ）に示すよ
うに、Ｕ−２３５が更にＦＰとＵ−２３６に変換する。
また、Ｕ−２３８からは上述したようにしてＰｕ−２３
９が生成する一方、既に生成しているＰｕ−２３９から
は、核分裂によりＦＰが発生するとともに、中性子の捕
獲によりＰｕ−２４０が生成する。
中性子吸収（中性子捕獲＋核分裂）とによってその量が
決定する。更に燃焼が進行すると、図７（ｄ）に示すよ
うに、Ｕ−２３５が更にＦＰとＵ−２３６に変換する。
また、Ｕ−２３８からは上述したようにしてＰｕ−２３
９が生成する一方、既に生成しているＰｕ−２３９から
は、核分裂によりＦＰが発生するとともに、中性子の捕
獲によりＰｕ−２４０が生成する。
【００８５】このように、ある程度まで核変換が進行す
ると、Ｐｕ−２３９の生成元のＵ−２３８が減少するこ
とから、図７（ｃ）と図７（ｄ）を比較して分かるよう
にＰｕ−２３９の量は減少して行く。一方、Ｐｕ−２４
０は、Ｐｕ−２３９の中性子捕獲により発生する一方、
既に生成しているＰｕ−２４０が中性子を捕獲すること
により核分裂性核種であるＰｕ−２４１が生成される。
ると、Ｐｕ−２３９の生成元のＵ−２３８が減少するこ
とから、図７（ｃ）と図７（ｄ）を比較して分かるよう
にＰｕ−２３９の量は減少して行く。一方、Ｐｕ−２４
０は、Ｐｕ−２３９の中性子捕獲により発生する一方、
既に生成しているＰｕ−２４０が中性子を捕獲すること
により核分裂性核種であるＰｕ−２４１が生成される。
【００８６】更に燃焼が進行すると、図７（ｅ）に示す
ように、Ｕ−２３５が更にＦＰとＵ−２３６に変換し、
その量が減少する。また、Ｕ−２３８からは上述したよ
うにしてＰｕ−２３９が生成するが、Ｕ−２３８が更に
減少することから、Ｐｕ−２３９の量も更に減少する。
Ｐｕ−２３９が減少すると、それを親物質としているＰ
ｕ−２４０の生成量も減少し、やがてその量も減少す
る。
ように、Ｕ−２３５が更にＦＰとＵ−２３６に変換し、
その量が減少する。また、Ｕ−２３８からは上述したよ
うにしてＰｕ−２３９が生成するが、Ｕ−２３８が更に
減少することから、Ｐｕ−２３９の量も更に減少する。
Ｐｕ−２３９が減少すると、それを親物質としているＰ
ｕ−２４０の生成量も減少し、やがてその量も減少す
る。
【００８７】Ｐｕ−２４０から生成されるＰｕ−２４１
は、核分裂性物質であるので核分裂する一方、中性子捕
獲によって更に高次のプルトニウムであるＰｕ−２４２
を生成する。燃焼の進行と共に、Ｐｕ−２３９やＰｕ−
２４０やＵ−２３５等の核分裂によりＦＰが生成され蓄
積される。
は、核分裂性物質であるので核分裂する一方、中性子捕
獲によって更に高次のプルトニウムであるＰｕ−２４２
を生成する。燃焼の進行と共に、Ｐｕ−２３９やＰｕ−
２４０やＵ−２３５等の核分裂によりＦＰが生成され蓄
積される。
【００８８】ＦＰの中には中性子をよく吸収する物質も
含まれているので、図７（ｆ）に示すように、ＦＰの量
がある程度以上になると、この部分ではもはや核分裂連
鎖反応の継続が困難となり、中性子束レベルは低下し、
核反応も起こらなくなり、核種割合もほとんど変化しな
くなる。炉心においては図７（ｂ）から図７（ｅ）に対
応する領域で臨界を維持しているが、これらの領域のう
ち図７（ｅ）に対応する部分はやがて図７（ｆ）の状態
となり、臨界を維持する領域から抜けていく。
含まれているので、図７（ｆ）に示すように、ＦＰの量
がある程度以上になると、この部分ではもはや核分裂連
鎖反応の継続が困難となり、中性子束レベルは低下し、
核反応も起こらなくなり、核種割合もほとんど変化しな
くなる。炉心においては図７（ｂ）から図７（ｅ）に対
応する領域で臨界を維持しているが、これらの領域のう
ち図７（ｅ）に対応する部分はやがて図７（ｆ）の状態
となり、臨界を維持する領域から抜けていく。
【００８９】一方、図７（ａ）に対応する部分はやがて
図７（ｂ）の状態となり、臨界を維持する領域に入って
くる。図７（ａ）に対応する部分は燃焼部の上部であ
り、図７（ｆ）に対応する部分は燃焼部の下部であるこ
とから、燃焼部は燃焼と共に上方へと移動していく。
図７（ｂ）の状態となり、臨界を維持する領域に入って
くる。図７（ａ）に対応する部分は燃焼部の上部であ
り、図７（ｆ）に対応する部分は燃焼部の下部であるこ
とから、燃焼部は燃焼と共に上方へと移動していく。
【００９０】このようにして、本実施の形態に係る原子
炉の炉心では、燃焼部が、炉心１の軸方向に沿って、燃
焼開始部１６から上方に移動していく。また、１回の核
分裂あたり平均して２００ＭｅＶ（１ｅＶは約１．６×
１０−１９Ｊ）のエネルギーが放出される。この核分裂
によって発生した熱エネルギーは、燃焼部の燃料要素６
の温度を上昇させるが、燃料要素６の外周の冷却材流路
を流れている冷却材によって除熱される。
炉の炉心では、燃焼部が、炉心１の軸方向に沿って、燃
焼開始部１６から上方に移動していく。また、１回の核
分裂あたり平均して２００ＭｅＶ（１ｅＶは約１．６×
１０−１９Ｊ）のエネルギーが放出される。この核分裂
によって発生した熱エネルギーは、燃焼部の燃料要素６
の温度を上昇させるが、燃料要素６の外周の冷却材流路
を流れている冷却材によって除熱される。
【００９１】冷却材としてＮａを用いた発電システムに
ついて説明すると、原子炉２０内に導入された冷却材１
７は、炉心１に装荷された燃料集合体２のオリフィス孔
８から燃料集合体２の内部に流入し、スパイラルワイヤ
７によって確保された流路にしたがって燃料要素６の間
隙を上昇する。これによって、冷却材１７は、被覆管１
０表面との熱伝達によって、燃料材１１の核分裂反応に
よって発生した熱エネルギーを奪い、自身は加熱されて
炉心１の上部から炉心外に放出される。
ついて説明すると、原子炉２０内に導入された冷却材１
７は、炉心１に装荷された燃料集合体２のオリフィス孔
８から燃料集合体２の内部に流入し、スパイラルワイヤ
７によって確保された流路にしたがって燃料要素６の間
隙を上昇する。これによって、冷却材１７は、被覆管１
０表面との熱伝達によって、燃料材１１の核分裂反応に
よって発生した熱エネルギーを奪い、自身は加熱されて
炉心１の上部から炉心外に放出される。
【００９２】このようにして放出された冷却材１７は、
更にポンプ１８の駆動力によって熱交換器２１に送ら
れ、ここで中間ループ２２内を循環する２次冷却材２３
との熱交換によって冷却される。
更にポンプ１８の駆動力によって熱交換器２１に送ら
れ、ここで中間ループ２２内を循環する２次冷却材２３
との熱交換によって冷却される。
【００９３】なお、中間ループ２２は、２次冷却材２３
を中間ループ２２内で循環させる図示しないポンプを備
えている。一方、２次冷却材２３は、熱交換器２１にお
いて冷却材１７からの熱供給を受けることにより白身は
加熱され、図示しないポンプの駆動力によって蒸気発生
器２５に送られ、ここでタービン系蒸気ループ２６内を
循環する冷却水２７との熱交換によって冷却される。
を中間ループ２２内で循環させる図示しないポンプを備
えている。一方、２次冷却材２３は、熱交換器２１にお
いて冷却材１７からの熱供給を受けることにより白身は
加熱され、図示しないポンプの駆動力によって蒸気発生
器２５に送られ、ここでタービン系蒸気ループ２６内を
循環する冷却水２７との熱交換によって冷却される。
【００９４】なお、タービン系蒸気ループ２６は、冷却
水２７を同ループ内で循環させる図示しないポンプを備
えている。冷却水２７は、蒸気発生器２５において２次
冷却材２３からの熱供給を受けることにより自身は加熱
され蒸気２８となり、図示しないタービンヘと送られ、
タービンの回転に用いられる。
水２７を同ループ内で循環させる図示しないポンプを備
えている。冷却水２７は、蒸気発生器２５において２次
冷却材２３からの熱供給を受けることにより自身は加熱
され蒸気２８となり、図示しないタービンヘと送られ、
タービンの回転に用いられる。
【００９５】このような反応を模擬した解析を、ジルコ
ニウム合金金属燃料と種々の冷却材の組合せで行った結
果を表１に示す。
ニウム合金金属燃料と種々の冷却材の組合せで行った結
果を表１に示す。
【００９６】
【表１】
【００９７】核分裂連鎖反応を持続させるためには、中
性子実効増倍係数が１.０以上ある必要があるが、表１
の解析結果からわかるように、いずれの冷却材に対して
も、中性子実効増倍係数が１.０以上あるとの結果が得
られた。
性子実効増倍係数が１.０以上ある必要があるが、表１
の解析結果からわかるように、いずれの冷却材に対して
も、中性子実効増倍係数が１.０以上あるとの結果が得
られた。
【００９８】燃焼部移動速度は約４ｃｍ／年となってい
るが、これは１ｍの距離を燃焼部が移動するのに約２５
年間要することに相当する。取り出し燃料の燃焼度はい
ずれの場合も４００ＧＷｄ／ｔ以上となっているが、こ
れは４０％以上の天然ウラン利用率を意味する。
るが、これは１ｍの距離を燃焼部が移動するのに約２５
年間要することに相当する。取り出し燃料の燃焼度はい
ずれの場合も４００ＧＷｄ／ｔ以上となっているが、こ
れは４０％以上の天然ウラン利用率を意味する。
【００９９】現在軽水炉では濃縮ウランを用いている
が、天然ウラン利用率は１％以下であり、これと比べ
て、本実施の形態に係る原子炉では、ウラン濃縮を必要
とせず、しかも天然ウラン利用率も非常に高いことがわ
かる。このように、本実施の形態に係る原子炉の炉心１
は、長期間の連続運転を可能にするとともに、極めて有
効に天然ウランを利用することが可能となる。
が、天然ウラン利用率は１％以下であり、これと比べ
て、本実施の形態に係る原子炉では、ウラン濃縮を必要
とせず、しかも天然ウラン利用率も非常に高いことがわ
かる。このように、本実施の形態に係る原子炉の炉心１
は、長期間の連続運転を可能にするとともに、極めて有
効に天然ウランを利用することが可能となる。
【０１００】上述したように、本実施の形態に係る原子
炉の炉心１においては、上記のような作用により、燃焼
開始部１６以外は天然ウランのみを用い、燃焼部を軸方
向に沿って燃焼させつつ実施させることができる。ま
た、運転長さは、この核分裂連鎖反応が炉心下端部から
炉心上端部に至るまでの時間で決定されることから、運
転長さを延伸させたい場合、炉心の天然ウラン部分の高
さを高くすることによって実現可能である。なお、天然
ウランの一部または全部を劣化ウランに置き換えること
によっても本実施の形態に係る原子炉の炉心１は、実現
可能である。
炉の炉心１においては、上記のような作用により、燃焼
開始部１６以外は天然ウランのみを用い、燃焼部を軸方
向に沿って燃焼させつつ実施させることができる。ま
た、運転長さは、この核分裂連鎖反応が炉心下端部から
炉心上端部に至るまでの時間で決定されることから、運
転長さを延伸させたい場合、炉心の天然ウラン部分の高
さを高くすることによって実現可能である。なお、天然
ウランの一部または全部を劣化ウランに置き換えること
によっても本実施の形態に係る原子炉の炉心１は、実現
可能である。
【０１０１】更に、図５に示すように、運転中に亘って
中性子束分布φが同じ、すなわち、炉心出力分布が一定
であることから出力分布を制御する必要がなく、もっ
て、出力分布調整や燃焼反応度補償のための制御棒を不
要としている。これによって、これらの制御棒および制
御棒を駆動させるための駆動系共に不要となり、システ
ムおよび運転が簡素化されるのみならず、制御棒の誤引
抜も発生しなくなるために安全性を向上することも可能
となる。
中性子束分布φが同じ、すなわち、炉心出力分布が一定
であることから出力分布を制御する必要がなく、もっ
て、出力分布調整や燃焼反応度補償のための制御棒を不
要としている。これによって、これらの制御棒および制
御棒を駆動させるための駆動系共に不要となり、システ
ムおよび運転が簡素化されるのみならず、制御棒の誤引
抜も発生しなくなるために安全性を向上することも可能
となる。
【０１０２】(第２の実施の形態)本発明の第２の実施の
形態を図９を用いて説明する。
形態を図９を用いて説明する。
【０１０３】図９は本実施の形態に係る原子炉の炉心に
おける核燃料物質の取替方法を示す模式図である。
おける核燃料物質の取替方法を示す模式図である。
【０１０４】すなわち、本実施の形態に係る原子炉の炉
心１における核燃料物質の取替方法では、第１の実施の
形態で説明した原子炉の炉心１における燃焼部Ｂが図９
（ａ）に示すように、炉心下端部と炉心上端部とを結ぶ
軸に沿って炉心上端部にまで移動した場合には、核分裂
連鎖反応を停止させる。
心１における核燃料物質の取替方法では、第１の実施の
形態で説明した原子炉の炉心１における燃焼部Ｂが図９
（ａ）に示すように、炉心下端部と炉心上端部とを結ぶ
軸に沿って炉心上端部にまで移動した場合には、核分裂
連鎖反応を停止させる。
【０１０５】核分裂連鎖反応を停止させた後に、図９
（ｂ）に示すように、燃焼部Ｂをそのまま再利用核燃料
物質ＲＦとして図９（ｃ）に示すように、次の運転サイ
クルの燃焼開始部１６として炉心下端部に置き換える。
（ｂ）に示すように、燃焼部Ｂをそのまま再利用核燃料
物質ＲＦとして図９（ｃ）に示すように、次の運転サイ
クルの燃焼開始部１６として炉心下端部に置き換える。
【０１０６】更に、図９（ｃ）に示すように、この再利
用核燃料物質ＲＦの上部から、炉心上端部まで軸に沿っ
て再利用核燃料物質ＲＦと一体化するように天然ウラン
を追加新核燃料物質ＮＦとして配置して原子炉の炉心１
を構成する。
用核燃料物質ＲＦの上部から、炉心上端部まで軸に沿っ
て再利用核燃料物質ＲＦと一体化するように天然ウラン
を追加新核燃料物質ＮＦとして配置して原子炉の炉心１
を構成する。
【０１０７】次に、以上のように構成した本実施の形態
に係る原子炉の炉心における核燃料物質の取替方法の作
用について説明する。
に係る原子炉の炉心における核燃料物質の取替方法の作
用について説明する。
【０１０８】すなわち、本実施の形態に係る原子炉の炉
心１における核燃料物質の取替方法においては、未だ核
分裂連鎖反応に供することの可能な再利用核燃料物質Ｒ
Ｆを、次の運転サイクルの燃焼開始部１６に使用するこ
とにより、核燃料物質を有効に利用することができる。
心１における核燃料物質の取替方法においては、未だ核
分裂連鎖反応に供することの可能な再利用核燃料物質Ｒ
Ｆを、次の運転サイクルの燃焼開始部１６に使用するこ
とにより、核燃料物質を有効に利用することができる。
【０１０９】この取替方法は、炉心１の径方向の配置換
えを不要とし、再利用核燃料物質ＲＦを軸方向のみに直
線的に移動することにより実現できるので、短時間でお
こなうことができる。また、このようにして構成された
原子炉を再起動する場合には、新たな核分裂性物質や中
性子供給源は不要となる。
えを不要とし、再利用核燃料物質ＲＦを軸方向のみに直
線的に移動することにより実現できるので、短時間でお
こなうことができる。また、このようにして構成された
原子炉を再起動する場合には、新たな核分裂性物質や中
性子供給源は不要となる。
【０１１０】上述したように、本実施の形態に係る原子
炉の炉心１における核燃料物質の取替方法においては、
上記のような作用により、再処理や濃縮なしに天然ウラ
ンを効果的に燃焼させることができる。また、この取替
方法は軸方向のみの移動であり、径方向への移動を伴わ
ない。例えば、同一の燃料要素６内において実施可能で
あるので、複雑な配置換えを伴うことなく実施すること
が可能である。
炉の炉心１における核燃料物質の取替方法においては、
上記のような作用により、再処理や濃縮なしに天然ウラ
ンを効果的に燃焼させることができる。また、この取替
方法は軸方向のみの移動であり、径方向への移動を伴わ
ない。例えば、同一の燃料要素６内において実施可能で
あるので、複雑な配置換えを伴うことなく実施すること
が可能である。
【０１１１】以上、本発明の好適な実施の形態につい
て、添付図面を参照しながら説明したが、本発明はかか
る構成に限定されない。特許請求の範囲に記載された技
術的思想の範嬢において、当業者であれば、各種の変更
例及び修正例に想到し得るものであり、それら変更例及
び修正例についても本発明の技術的範囲に属するものと
了解される。
て、添付図面を参照しながら説明したが、本発明はかか
る構成に限定されない。特許請求の範囲に記載された技
術的思想の範嬢において、当業者であれば、各種の変更
例及び修正例に想到し得るものであり、それら変更例及
び修正例についても本発明の技術的範囲に属するものと
了解される。
【０１１２】
【発明の効果】以上説明したように、本発明によれば、
一定出力で核分裂連鎖反応が継続することによって燃焼
反応度補償用制御棒を不要とし、運転の容易性と安全性
とを兼ね備えた原子力の炉心において、核燃料物質の複
雑な配置換えを不要とするとともに、核燃料物質を効率
的に燃焼させることが可能な核燃料物質の取替方法を実
現することができる。
一定出力で核分裂連鎖反応が継続することによって燃焼
反応度補償用制御棒を不要とし、運転の容易性と安全性
とを兼ね備えた原子力の炉心において、核燃料物質の複
雑な配置換えを不要とするとともに、核燃料物質を効率
的に燃焼させることが可能な核燃料物質の取替方法を実
現することができる。
【０１１３】
【０１１４】
【図１】第１の実施の形態に係る原子炉の炉心の一例を
示す断面図
示す断面図
【図２】燃料集合体の一例を示す断面図および斜視図
【図３】燃料要素の詳細例を示す立断面図
【図４】原子炉の炉心の外形を示す模式図および、炉心
の断面における燃料材の分布を示す模式図
の断面における燃料材の分布を示す模式図
【図５】原子炉の炉心における出力および物質収支のイ
メージを示す模式図
メージを示す模式図
【図６】原子炉の炉心内に存在する主要なアクチノイド
核種とそれらの核反応の関連を示す模式図
核種とそれらの核反応の関連を示す模式図
【図７】ウラン、プルトニウム、ＦＰの核種割合の変化
を示す模式図
を示す模式図
【図８】原子炉の炉心を適用した発電システムの構成例
を示すプラント概念図
を示すプラント概念図
【図９】第２の実施の形態に係る原子炉の炉心における
核燃料物質の取替方法を示す模式図
核燃料物質の取替方法を示す模式図
Ｌ１〜Ｌ５…切断部
Ｂ…燃焼部
ＲＦ…再利用核燃料物質
ＮＦ…追加新核燃料物質
１…炉心
２…燃料集合体
３…反射体
５…ラッパー管
６…燃料要素
７…スパイラルワイヤ
８…オリフィス孔
１０…被覆管
１１…燃料材
１５…天然ウラン部
１６…燃焼開始部
１７…冷却材
１８…ポンプ
１９…１次ループ
２０…原子炉
２１…熱交換器
２２…中間ループ
２３…２次冷却材
２５…蒸気発生器
２６…タービン系蒸気ループ
２７…冷却水
２８…蒸気
フロントページの続き
(56)参考文献 特開 平８−146175（ＪＰ，Ａ)
特開 平４−194780（ＪＰ，Ａ)
Ｈｉｒｏｓｈｉ ｓｅｋｉｍｏｔｏ
他，Ｆｅａｓｉｂｉｌｉｔｙ ｓｔｕｄ
ｙ ｏｎ ｔｈｅ ＣＡＮＤＬＥ ｎｅ
ｗ ｂｕｒｎ−ｕｐ ｓｔｒａｔｅｇ
ｙ，Ｔｒａｎｓａｃｔｉｏｎ ｏｆ Ａ
ｍｅｒｉｃａｎ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓｏ
ｃｉｅｔｙ，米国，Ａｍｅｒｉｃａｎ
Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓｏｃｉｅｔｙ，2000
年 ７月 ４日，Ｖｏｌ．82，207−208
(58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名)
G21C 1/02
G21C 7/30
Claims (2)
- 【請求項１】 初装荷用の核燃料物質として天然ウラン
が炉心軸方向に沿って分離可能な複数のノードに配置さ
れることによって規則的に配置されてなる燃料配置部
と、炉心下端部または炉心上端部に備えられ前記天然ウ
ラン及び前記天然ウランからの核変換によって生成した
核分裂性物質の高速中性子によって維持される核分裂連
鎖反応による燃焼を開始させる燃焼開始部からなる燃焼
開始手段と、前記核分裂によって発生した熱エネルギー
を除去する除熱手段とを備え、前記熱エネルギーの分布
が前記燃焼の持続時間に亘って炉心径方向においてほぼ
一定であり、前記炉心軸方向における前記熱エネルギー
のピーク部が、前記燃焼の進行に伴って前記炉心軸方向
に沿って移動するようにした原子炉の炉心における前記
核燃料物質の取替方法であって、 前記ピーク部が、前記炉心軸方向に沿って前記燃焼開始
部から炉心端部の近傍にまで移動した場合には、前記核
分裂連鎖反応を停止させ、前記炉心端部に配置されてい
たノードを分離して、前記燃焼開始部に再配置し、この
燃焼開始部から前記炉心端部まで前記炉心軸方向に沿っ
て未燃焼の天然ウランが配置されたノードを新たに配置
することによって核燃料物質を取り替えるようにした原
子炉の炉心における核燃料物質の取替方法。 - 【請求項２】 前記燃料配置部に配置された天然ウラン
の一部または全部を劣化ウランに置き換えた請求項１に
記載の原子炉の炉心における核燃料物質の取替方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2000260933A JP3463100B2 (ja) | 2000-08-30 | 2000-08-30 | 原子炉の炉心における核燃料物質の取替方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2000260933A JP3463100B2 (ja) | 2000-08-30 | 2000-08-30 | 原子炉の炉心における核燃料物質の取替方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2002071866A JP2002071866A (ja) | 2002-03-12 |
| JP3463100B2 true JP3463100B2 (ja) | 2003-11-05 |
Family
ID=18748867
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2000260933A Expired - Lifetime JP3463100B2 (ja) | 2000-08-30 | 2000-08-30 | 原子炉の炉心における核燃料物質の取替方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3463100B2 (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2011013841A1 (ja) | 2009-07-31 | 2011-02-03 | 国立大学法人東京工業大学 | 原子炉の炉心および原子炉 |
| WO2012093700A1 (ja) | 2011-01-07 | 2012-07-12 | 国立大学法人東京工業大学 | 原子炉 |
| WO2012108238A1 (ja) | 2011-02-10 | 2012-08-16 | 国立大学法人東京工業大学 | 原子炉および発電設備 |
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|---|---|---|---|---|
| US20080123797A1 (en) * | 2006-11-28 | 2008-05-29 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Automated nuclear power reactor for long-term operation |
| US9831004B2 (en) | 2006-11-28 | 2017-11-28 | Terrapower, Llc | Controllable long term operation of a nuclear reactor |
| US7860207B2 (en) * | 2006-11-28 | 2010-12-28 | The Invention Science Fund I, Llc | Method and system for providing fuel in a nuclear reactor |
| US9230695B2 (en) | 2006-11-28 | 2016-01-05 | Terrapower, Llc | Nuclear fission igniter |
| US9734922B2 (en) | 2006-11-28 | 2017-08-15 | Terrapower, Llc | System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor |
| US9275759B2 (en) | 2006-11-28 | 2016-03-01 | Terrapower, Llc | Modular nuclear fission reactor |
| US9214246B2 (en) | 2006-11-28 | 2015-12-15 | Terrapower, Llc | System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor |
| US8971474B2 (en) | 2006-11-28 | 2015-03-03 | Terrapower, Llc | Automated nuclear power reactor for long-term operation |
| US20080123795A1 (en) * | 2006-11-28 | 2008-05-29 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Controllable long term operation of a nuclear reactor |
| US8989335B2 (en) * | 2009-11-12 | 2015-03-24 | Global Medical Isotope Systems Llc | Techniques for on-demand production of medical radioactive iodine isotopes including I-131 |
| JP2013519094A (ja) * | 2010-02-04 | 2013-05-23 | ジェネラル アトミックス | モジュール式核分裂廃棄物転換炉 |
| JP5717091B2 (ja) * | 2011-02-16 | 2015-05-13 | 国立大学法人東京工業大学 | 原子炉を備える設備 |
| CN104021826A (zh) * | 2014-05-16 | 2014-09-03 | 中国核动力研究设计院 | 一种轴向行波堆启堆区的设计方法 |
| CN115544804B (zh) * | 2022-10-31 | 2023-04-28 | 西安交通大学 | 一种核反应堆中子物理-热工水力-燃料性能耦合分析方法 |
-
2000
- 2000-08-30 JP JP2000260933A patent/JP3463100B2/ja not_active Expired - Lifetime
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Ｈｉｒｏｓｈｉ ｓｅｋｉｍｏｔｏ 他，Ｆｅａｓｉｂｉｌｉｔｙ ｓｔｕｄｙ ｏｎ ｔｈｅ ＣＡＮＤＬＥ ｎｅｗ ｂｕｒｎ−ｕｐ ｓｔｒａｔｅｇｙ，Ｔｒａｎｓａｃｔｉｏｎ ｏｆ Ａｍｅｒｉｃａｎ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓｏｃｉｅｔｙ，米国，Ａｍｅｒｉｃａｎ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓｏｃｉｅｔｙ，２０００年 ７月 ４日，Ｖｏｌ．８２，２０７−２０８ |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2011013841A1 (ja) | 2009-07-31 | 2011-02-03 | 国立大学法人東京工業大学 | 原子炉の炉心および原子炉 |
| WO2012093700A1 (ja) | 2011-01-07 | 2012-07-12 | 国立大学法人東京工業大学 | 原子炉 |
| WO2012108238A1 (ja) | 2011-02-10 | 2012-08-16 | 国立大学法人東京工業大学 | 原子炉および発電設備 |
| US9543045B2 (en) | 2011-02-10 | 2017-01-10 | Tokyo Institute Of Technology | Nuclear reactor and power generation facility |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2002071866A (ja) | 2002-03-12 |
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