JP5410653B2

JP5410653B2 - 高速炉の炉心及び高速炉の燃料取り扱い方法

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Publication number: JP5410653B2
Application number: JP2007053009A
Authority: JP
Inventors: 幸治藤村; 淳一山下; 哲生深澤; 国義星野; 朗笹平
Original assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2007-03-02
Filing date: 2007-03-02
Publication date: 2014-02-05
Anticipated expiration: 2027-03-02
Also published as: JP2008216009A

Description

本発明は、高速炉の炉心及び高速炉の燃料取り扱い方法に係り、特に、軽水炉からＦＢＲ（Fast Breeder Reactor、高速増殖炉）に移行するＦＢＲ導入時期に、軽水炉の使用済燃料を再処理して得られるＰｕを核燃料として用いる高速炉及び高速炉の燃料取り扱い方法に関する。

高速増殖炉（ＦＢＲ、Fast Breeder Reactor）の燃料集合体及び炉心は、平川直弘、岩崎智彦著「原子炉物理入門」（東北大学出版会、2003年10月30日、ｐ279〜286）（非特許文献１）等に記載されている。一般的に、高速増殖炉の炉心に装荷される燃料集合体は、プルトニウム（Ｐｕ）を富化した劣化ウラン（Ｕ−２３８）を核燃料物質として用い、この核燃料物質を内部に封入した複数の燃料棒、これらの燃料棒を取り囲むラッパ管、燃料棒より上方に位置する冷却材流出部、及び燃料棒の下方に配置された中性子遮蔽体及び冷却材流入部（エントランスノズル）を有している。炉心は、上記した複数の燃料集合体を実質的に円柱状に配置することによって形成される。標準的な均質炉心は、半径方向において炉心領域及び半径方向ブランケット領域を有している。炉心領域は、Ｐｕ富化度の異なる中央領域及び周辺領域の２領域を有する。すなわち、周辺領域に装荷された燃料集合体のＰｕ富化度を、中央領域に装荷された燃料集合体のそれよりも高くしている。これによって、炉心の半径方向における出力分布を平坦化している。核燃料の形態としては、これまで、金属、窒化物、酸化物等が検討されているが、酸化物燃料が最も実績が豊富である。この場合、燃料棒は、Ｐｕと劣化ウランの各酸化物を混合した混合酸化物を含む燃料ペレット（以下、ＭＯＸ燃料ペレットという）を軸方向の中央部（８０〜１００ｃｍ程度の高さの領域）に充填している。この燃料棒内には、劣化ウランの酸化物を含むＵＯ_２燃料ペレットが上記中央部の上方及び下方に充填された軸方向ブランケット領域が設けられる。半径方向ブランケット領域は、ＭＯＸ燃料ペレットが充填された複数の燃料棒を有する燃料集合体（炉心燃料集合体という）を配置した炉心領域の周囲に配置され、上記のＵＯ_２燃料ペレットのみが充填された燃料棒を有する燃料集合体（ブランケット燃料集合体という）が装荷される。それぞれのブランケット領域では、炉心領域の核分裂反応で発生した中性子のうち、炉心領域から漏れ出た中性子がＵＯ_２燃料ペレットに含まれるＵ−２３８に吸収され、核分裂核種であるＰｕ−２３９が生成される。ブランケット領域は、炉心全体におけるＰｕの増殖（増殖比＞１．０）に貢献する。

ＦＢＲの起動時、その停止時及び出力変更時には制御棒が用いられる。制御棒は、炭化ホウ素（Ｂ_４Ｃ）ペレットを封入した複数の中性子吸収棒を束ね、これを炉心燃料集合体と同様に正六角形のラッパ管に収納して構成される。制御棒は、主炉停止系と後備炉停止系の独立２系統構成となっており、いずれか１方のみで緊急停止が可能である。燃焼に伴う反応度変化に対する燃焼補償は、非特許文献１の２８５頁、表６．９に示されているように、我が国の原型炉「もんじゅ」の場合、２．５〜２．６%kΔk/k程度で、運転余裕分を含めても３%Δk/k以下となっている。

一方、非特許文献２には、実用時期の大型ＦＢＲ（１５０万ｋＷｅ）において、ＦＢＲの平衡時期に想定されるＦＢＲ多重リサイクル取出しのＰｕ燃料組成、及び軽水炉における中燃焼度及び高燃焼度の各使用済み燃料から取出されるＰｕ組成を想定した場合の、主要核特性が評価・比較検討されている。基準のＦＢＲでの多重リサイクルにおける取出組成（ＦＢＲから取り出された使用済燃料の組成）でＦＰ（核分裂生成物）が存在しない燃料組成を用いる場合には燃焼反応度が２．６４%Δk/kであるのに対して、軽水炉の取出組成（軽水炉から取り出された使用済燃料の組成）を用いる場合ではいずれのケースでも燃焼反応度が増大している。これは、ＦＢＲの多重リサイクルにおける使用済燃料では全Ｐｕ中のＰｕ−２４１の同位体元素の割合が４．３ｗｔ％であるのに対して、軽水炉の使用済燃料ではその割合が約１０ｗｔ％以上と多く、逆に、Ｐｕ−２４１の親核種のＰｕ−２４０は、高速炉の多重リサイクルでの使用済燃料では３２．1ｗｔ％であるのに対して、軽水炉の使用済燃料ではいずれのケースも３０ｗｔ％より低いためと考えられる。

尚、特許文献１は、原子番号が９３以上でＰｕを除くマイナーアクチニド（ＭＡ）を天然ウラン、劣化ウランもしくは回収ウラン等のＵ−２３８を主成分とする母材に添加した核燃料物質を含むＴＲＵ燃料集合体を、Ｐｕを含む炉心領域に非均質に装荷して、ＭＡを消滅させる超ウラン元素の消滅処理炉心を記述している。

特許２９５３８４４号公報平川直弘、岩崎智彦著、原子炉物理入門：東北大学出版会（２００３年１０月３０日）炉心設計における燃料サイクルとの整合性検討（研究報告）：核燃料サイクル開発機構大洗工学センター（２００１年９月）

上述したように、軽水炉からＦＢＲへの移行時期に想定されるＰｕ−２４１の同位体割合が多いＰｕ組成を想定すると、燃焼反応度が大きくなる傾向がある。一方、ＦＢＲの制御棒で制御すべき反応度としては、上記の燃焼反応度に対応する燃焼補償の他、出力補償（低温停止状態から高温の全出力運転状態に至る、燃料の温度変化に伴うドップラー反応度、冷却材であるＮａの密度変化及び炉心構成要素の熱膨張に伴う反応度変化）、運転余裕（負荷追従に必要な微分反応度価値を確保する位置まで制御棒を挿入することに起因する反応度）及び解析による予測値と実測値のずれに対する反応度誤差吸収などがある。制御棒の設計では、上述した制御すべき反応度の合計（Ａ）と、最大価値の制御棒１本が全引き抜きの状態で制御可能な反応度（Ｂ）との反応度収支のバランスが評価される。主炉停止系のついては、反応度（Ｂ）が反応度の合計（Ａ）に対して１%Δk/k程度の余裕を持たせた設計が一般的である。ＦＢＲの炉心設計及び諸特性評価は、ＦＢＲの平衡期に想定される多重リサイクルでの使用済燃料のＰｕ組成を用いて平衡炉心を対象に実施される場合が多い。一方、背景技術で述べたように、軽水炉からＦＢＲへの導入時期に想定される軽水炉の使用済燃料のＰｕ組成を用いた評価では、ＦＢＲの平衡期に想定される多重リサイクルでの上記のＰｕ組成を用いた場合と比べて、燃焼反応度が大きくなる傾向がある。このため、上記の多重リサイクルでのＰｕ組成を用いて平衡炉心を対象に設計したＦＢＲの炉心及び制御棒の仕様では、制御棒の反応度収支のバランスが取れなくなる可能性がある。この場合には、燃料集合体の体数に対する制御棒本数の比率を増加させるか、ＦＢＲの連続運転期間を短くして燃焼反応度を低減する対策が考えられる。しかしながら、前者は炉心サイズの増大を招いてＦＢＲの建設コスト増加の要因となり、後者はＦＢＲの稼働率低下に伴う燃料サイクルコストの増加を招く。

本発明の目的は、Ｐｕ−２４１の同位体割合が多いＰｕ組成を用いた高速炉の移行炉心における燃焼反応度の増大を抑制し、制御棒本数の増加及び１つのサイクルにおける運転期間の短縮を避けることができる高速炉の炉心及び高速炉の燃料取り扱い方法を提供することにある。

上記した目的を達成する本発明の特徴は、軽水炉の使用済核燃料物質を再処理して得られた、プルトニウムを含む核燃料物質が充填された複数の燃料集合体が装荷されて複数の制御棒が挿入され、複数の燃料集合体は炉内に滞在する期間が異なる複数の群に分けられ、そして、第２の滞在期間よりも短い第１の滞在期間の前記群に属する第１の燃料集合体の核燃料物質へのマイナーアクチニドの添加率が、第２の滞在期間の群に属する第２の燃料集合体の核燃料物質へのその添加率よりも小さくなっており、第２の滞在期間よりも長い第３の滞在期間の群に属する第３の燃料集合体の核燃料物質へのマイナーアクチニドの添加率が、第２の燃料集合体のその添加率よりも大きくなっている高速炉の初装荷炉心を備えた高速炉の燃料取り扱い方法であって、
高速炉の第１サイクルでの運転が終了した後、炉心からこの炉心に配置されている複数の第１の燃料集合体を取り出して、第１、第２及び第３のそれぞれの燃料集合体よりもマイナーアクチニドの添加率が大きい複数の第４の燃料集合体を炉心に装荷し、第１サイクルの次のサイクルである第２サイクルでの高速炉の運転が終了した後、炉心から複数の第２の燃料集合体を取り出して、第１、第２及び第３のそれぞれの燃料集合体よりもマイナーアクチニドの添加率が大きい複数の第５の燃料集合体を炉心に装荷し、第２サイクルの次のサイクルである第３サイクルでの前記高速炉の運転が終了した後、前記炉心から複数の第３の燃料集合体を取り出して、マイナーアクチニドが含まれていない複数の第６の燃料集合体を炉心に装荷することにある。

第１の燃料集合体のマイナーアクチニドの添加率が、第２の燃料集合体のその添加率よりも小さくなっているので、Ｐｕ−２４１の同位体割合が多いＰｕ組成を用いた高速炉の移行炉心における燃焼反応度の増大を抑制し、制御棒本数の増加及び１つのサイクルにおける運転期間の短縮を避けることができる。

本発明によれば、Ｐｕ−２４１の同位体割合が多いＰｕ組成を用いた高速炉の移行炉心における燃焼反応度の増大を抑制し、制御棒本数の増加及び１つのサイクルにおける運転期間の短縮を避けることができる。

発明者らは、ＭＡを含む核燃料物質を用いた燃料集合体をＦＢＲの炉心に装荷した場合において、平衡炉心に至る移行炉心でのＭＡの振る舞いを検討した。この検討結果を以下に説明する。

軽水炉等の原子炉で発生した使用済み燃料集合体から取り出される核燃料の組成は、原子炉の炉型、核燃料物質の形態及び取出燃焼度に依存して変わる。軽水炉、例えば加圧水型原子炉（ＰＷＲ）から取り出された使用済み燃料集合体及びＦＢＲに装荷される新燃料集合体（燃焼度ゼロ）のそれぞれに含まれる核燃料物質中の超ウラン元素（Trans-Uranium）（以下、ＴＲＵという）の組成を図７に示す。図７に示されたマイナーアクチニド（以下、ＭＡという）はＮｐ、Ａｍ，Ｃｍの同位体である。図７は、使用済燃料集合体２５，２６及び２７に含まれている核燃料物質中のＴＲＵの組成、及びＦＢＲの平衡炉心に装荷される燃料集合体（燃焼度ゼロの新燃料集合体）２８に含まれる核燃料物質である混合酸化物（ＭＯＸ：Mixed-Oxide）燃料中のＴＲＵの組成を示している。使用済燃料集合体２５，２６及び２７は、いずれもＰＷＲの炉心から取り出され、取り出された後、５年間に亘って燃料貯蔵プールで冷却されたものである。使用済燃料集合体２５，２６は、いずれも核燃料物質としてＵＯ_２燃料を用いた燃料集合体の使用済燃料集合体である。使用済燃料集合体２７は、核燃料物質としてＭＯＸ燃料を用いた燃料集合体の使用済燃料集合体である。燃料集合体２８は、多重リサイクルにより形成されたＦＢＲの平衡炉心に装荷される新燃料集合体である。平衡炉心の燃料組成の核燃料物質を有する燃料集合体２８に含まれるＴＲＵ中のＰｕ−２４１割合が４％であるのに対し、使用済燃料集合体２５，２６，２７のそれぞれに含まれるＴＲＵ中のＰｕ−２４１割合は１０〜１３％程度と多い。

そこで、電気出力１５０万ｋＷクラスの、冷却材として液体金属Ｎａを用いる大型ＦＢＲを対象に、燃料組成が炉心特性に及ぼす影響を評価した。対象としたＦＢＲの炉心は、後述する図２に示す構成を有する。この炉心の概略の構造を説明する。炉心は、内側炉心領域、外側炉心領域及び半径方向ブランケット領域を有する。内側炉心領域は炉心の中央部に配置され、外側炉心領域が内側炉心領域を取り囲んでいる。半径方向ブランケット領域は外側炉心領域の周囲を取り囲んでいる。内側炉心燃料集合体が内側炉心領域に装荷され、外側炉心燃料集合体が外側炉心領域に装荷される。内側及び外側炉心燃料集合体は、横断面が六角形をしており、核燃料物質としてＭＯＸ燃料を用いている。半径方向ブランケット領域に装荷されるブランケット集合体は、横断面が六角形をしており、燃料物質として劣化ウラン（または天然ウラン）の酸化物燃料を用いている。１２体の主炉停止系制御棒及び４体の後備炉停止系制御棒が、内側炉心領域に配置されている。ＦＢＲの炉心は、内側炉心領域及び外側炉心領域の上方に上部ブランケット領域、及びそれらの炉心領域の下方に下部ブランケット領域を配置している。内側及び外側炉心燃料集合体のＭＯＸ燃料部の高さは８０ｃｍであり、内側炉心領域及び外側炉心領域の直径はそれぞれ約３２０ｃｍ、４６０ｃｍである。

発明者らは、多重リサイクルでの平衡組成を有する燃料集合体２８を装荷した上記の炉心で、１サイクルが１８ヶ月運転、４バッチの燃料取替えを想定した。この想定を前提として、燃料集合体２８のＰｕ富化度を平衡サイクル末期で臨界となるＰｕ富化度とした場合での、ＭＡを含む燃料集合体２８を初めて炉心に装荷した初装荷（図９に示す第１サイクル）から平衡サイクル（図９に示す第５サイクル）に至る炉心計算を実施した。この炉心計算で得られた中性子実効増倍率の推移を図９において燃焼特性３１で示した。燃焼特性３１は、ＦＢＲの多重リサイクルでの燃料組成を用いて行なった炉心燃焼特性の解析結果を示している。この燃焼特性３１において、第４サイクル以降（図９においては、第４、第５サイクル）が平衡炉心３６の状態になっている。この平衡炉心３６のサイクル末期において、その炉心から取り出される燃料集合体のＭＯＸ燃料部の平均燃焼度、すなわち取出平均燃焼度は、約１５０ＧＷｄ/ｔである。平衡サイクルの初期から末期に至る燃焼反応度は約３％Δkである。なお、前述した主炉停止系制御棒１６は、最大価値の反応度１本全引き抜き時に、上記の燃焼反応度及び出力補償、運転余裕などの必要反応度が確保できるように製作されている。

発明者らは、軽水炉の平均的な使用済燃料集合体の燃料組成を用いた場合の移行炉心の特性を評価した。この評価は、図７に示す燃料集合体２５，２６，２７のを含み、ＦＢＲの実用化時期と想定される西暦２０５０年頃迄に想定されるＢＷＲ、ＰＷＲ及びやプルサーマル炉から取り出された使用済燃料集合体の燃料組成も考慮して行なった。図９に示す第１サイクル用としてＦＢＲの炉心に初めて装荷される、再処理で得られた核燃料物質（ＭＡを含む）を用いた燃料集合体（初装荷燃料集合体）、及び第２サイクル以降のために炉心に装荷される取替え燃料集合体のそれぞれのＰｕ富化度は、上述した主炉停止系制御棒で燃焼反応度が制御可能となるように、サイクル初期の実効増倍率が約１．０３となるように設定した。この約１．０３の実効増倍率は、図９に示す実効増倍率制限の目安値３４である。図９において、燃焼特性３２は、軽水炉（ＰＷＲ）から取り出された使用済燃料集合体に含まれていた核燃料物質を再処理して得られた核燃料物質を用いて製造された燃料集合体が装荷されたＦＢＲの移行炉心における燃焼特性である。この燃料集合体の燃料組成はＭＡを含んでいない。燃焼特性３３は、軽水炉から取り出された使用済燃料集合体に含まれていた核燃料物質を再処理して得られた核燃料物質を用いて製造された燃料集合体が装荷されたＦＢＲの移行炉心における燃焼特性である。この燃料集合体の燃料組成はＭＡを含んでいる。燃焼特性３２は、燃焼に伴う反応度劣化が、ＦＢＲの多重リサイクル組成を有する核燃料物質を含む燃料集合体を装荷した平衡サイクル３６のそれよりも大きくなるため、１サイクルで高速炉の運転が可能な運転期間３８が、多重リサイクル組成の場合の１８ヶ月よりも短縮されることが新たに判明した。

一方、使用済燃料集合体に含まれているＭＡ（Ｎｐ、Ａｍ、Ｃｍの同位体で一般に長半減期の放射性核種である）をＦＢＲの炉心に装荷される燃料集合体で用いられる核燃料物質に添加した場合には、ＭＡは、Ｕ−２３８と比べて中性子捕獲断面積が大きいため、燃焼初期の反応度を抑制する。さらに、ＭＡは、中性子を吸収することによって核分裂性核種に変わるので、燃料集合体の寿命期間の末期（以下、燃焼末期という）の反応度を増加できる可能性がある。発明者らは、図７に示すＴＲＵ組成を有する、使用済燃料集合体２５に含まれている核燃料物質（Ｐｕ富化度は１８ｗｔ％）におけるＴＲＵ中のＭＡの割合を変化させた場合における中性子無限増倍率の燃焼度依存性の解析を行った。この解析の結果を、図８に示す。核燃料物質におけるＭＡの混合割合の増加に伴い、燃料集合体の寿命期間の初期（以下、燃焼初期という）の反応度が減少し（図８の矢印Ａ）、燃焼末期の反応度が増大する（図８の矢印Ｂ）。図８に示す知見に基づいてＭＡの混合割合を例えば２０ｗｔ％にすると、燃焼度１５０ＧＷｄ/ｔ程度迄、ほとんど中性子無限増倍率が変化せずに、燃焼に伴う反応度変化をほぼ零にすることができる可能性がある。しかしながら、図７に示す使用済燃料集合体２５〜２７におけるそれぞれのＴＲＵの組成のように、必要なＰｕに対して利用可能なＭＡには制限がある。そこで、発明者らは、軽水炉から取り出された使用済燃料集合体の再処理で得られるＰｕとバランス可能な範囲のＭＡを添加するＦＢＲの移行炉心（初装荷炉心、及び初装荷炉心から平衡炉心に至る途中段階の炉心）の概念を新たに考え出した。

この移行炉心を対象にした実施例を、図面を用いて以下に説明する。

本発明の好適な一実施例である高速炉の炉心を、図１〜図６を用いて以下に説明する。この高速炉はＦＢＲである。本実施例の高速炉の炉心１は、図２に示すように、半径方向において、内側炉心領域（第１炉心領域）６が中央部に配置され、外側炉心領域（第２炉心領域）８が内側炉心領域６を取り囲み、半径方向ブランケット領域１０が外側炉心領域８の周囲を取り囲んでいる。炉心１は、内側炉心領域６及び外側炉心領域８の上方に上部ブランケット領域４４を配置し、内側炉心領域６及び外側炉心領域８の下方に下部ブランケット領域４５を配置している（図３参照）。上部ブランケット領域４４及び下部ブランケット領域４５の直径は、外側炉心領域８の外径と同じである。半径方向ブランケット領域１０は、上部ブランケット領域４４及び下部ブランケット領域４５の周囲も取り囲んでいる。さらに、炉心１は、第１遮へい体領域１２及び第２遮へい体領域１４を有する（図２参照）。第１遮へい体領域１２は、半径方向において、半径方向ブランケット領域１０の周囲を取り囲んでいる。第２遮へい体領域１４は第１遮へい体流域１２の周囲を取り囲んでいる。第１遮へい体領域１２及び第２遮へい体領域１４は、図３では省略されている。内側炉心領域６及び外側炉心領域８の各高さは８０cm、内側炉心領域６の直径は約３２０ｃｍ、外側炉心領域３２の直径は約４６０ｃｍである。第２遮へい体領域１４の外面の等価直径は約６ｍである。

内側炉心領域６に装荷される内側炉心燃料集合体７は、横断面が六角形であり、図示されていないが、六角形のラッパ管（ステンレス製）内に２７１本の燃料棒を配置して構成される。これらの燃料棒は、劣化ウラン（または天然ウラン）の酸化物（ＵＯ_２）及びプルトニウムの酸化物（ＰｕＯ_２）を混合し、得られた混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）を焼結して製造された複数の第１燃料ペレットを内部に充填している。これらの内側炉心燃料集合体７は、約２０ｃｍピッチで配置される。混合酸化物燃料には、核分裂性物質であるＰｕ−２３９及びＰｕ−２４１を含むＰｕが富化されている。外側炉心領域８に装荷される外側炉心燃料集合体９は、内側炉心燃料集合体７と同じ構成を有する。ただし、外側炉心燃料集合体９に用いられる核燃料物質のＰｕの富化度は、内側炉心燃料集合体７に用いられる核燃料物質のそれよりも大きくなっている。内側炉心燃料集合体７は、軸方向において、内側炉心領域６に位置する中央領域に上記した第１燃料ペレットを配置し、上部ブランケット領域４４及び下部ブランケット領域４５に位置する上部領域及び下部領域に、劣化ウラン（または天然ウラン）の酸化物（ＵＯ_２）を焼結して製造された複数の第２燃料ペレットを配置している。外側炉心燃料集合体９は、軸方向において、外側炉心領域８に位置する中央領域に上記した第１燃料ペレットを配置し、上部ブランケット領域４４及び下部ブランケット領域４５に位置する上部領域及び下部領域に第２燃料ペレットを配置している。

複数のブランケット集合体１１が半径方向ブランケット領域１０に配置される。ブランケット集合体１１は、横断面が六角形をしており、ラッパ管内に複数の第２燃料ペレとが内部に充填された１２７本の燃料棒を配置して構成される。半径方向ブランケット領域１０は、半径方向において、１層のブランケット集合体１１を配置している。

第１遮へい体領域１２は、ステンレスで製作された複数のＳＵＳ遮へい体１３を配置している。この第１遮へい体領域１２は、半径方向において、１層のＳＵＳ遮へい体１３が配置される。第１遮へい体領域１２の外側に位置する第２遮へい体領域１４には、炭化ホウ素を封入した複数のＢ_４Ｃ遮へい体１５が配置されている。第２遮へい体領域１４は、半径方向において、２層のＢ_４Ｃ遮へい体１５を配置している。ＳＵＳ遮へい体１３及びＢ_４Ｃ遮へい体１５は、内側炉心燃料集合体７及び外側炉心燃料集合体９で発生した中性子及びガンマ線等の放射線を遮へいする。

１２体の主炉停止系制御棒１６及び４体の後備炉停止系制御棒１７が、内側炉心領域６内に挿入可能に配置されている。これらの制御棒は、濃縮ホウ素を用いた炭化ホウ素（Ｂ_４Ｃ）のペレットを封入した複数の中性子吸収棒を束ねて構成されている。主炉停止系制御棒１６は、核燃料物質の燃焼変化、及び原子炉出力の変化に伴う、反応度の制御に用いられる。後備炉停止系制御棒１７は、通常の高速炉の運転時には、中性子吸収領域の挿入端が内側炉心領域６の上端位置まで引き抜かれている。このような後備炉停止系制御棒１７は、緊急時及び通常運転時における炉停止時の際に、内側炉心領域６内に全挿入される。これらの制御棒の設計では、主炉停止系制御棒１６及び後備炉停止系制御棒１７のそれぞれに対して、制御すべき反応度の合計（Ａ）と、最大価値の制御棒１本が全引き抜きの状態で制御可能な反応度（Ｂ）との反応度収支のバランスが評価される。主炉停止系制御棒１６については、反応度（Ｂ）が反応度の合計（Ａ）に対して１%Δk/k程度の余裕を持たせた設計が一般的である。

上記した軽水炉から取り出された使用済燃料集合体の再処理で得られるＰｕとバランス可能な範囲のＭＡを利用した高速炉の移行炉心、例えば、初装荷炉心である炉心１の概念を、図１を用いて説明する。図１に示す炉心１は、図２及び図３に示した炉心１を模式的に表したものである。炉心１は、燃料取替えバッチ数４に対応して、ＭＡの添加割合が異なる４種類の初装荷燃料集合体である燃料集合体２，３，４，５を装荷している。燃料集合体２のＭＡ添加率は０ｗｔ％（添加せず）、燃料集合体３のＭＡ添加率は２ｗｔ％、燃料集合体４のＭＡ添加率は４ｗｔ％、及び燃料集合体５のＭＡ添加率は６ｗｔ％である。炉心１に装荷された全燃料集合体２〜５のＭＡの平均値は３ｗｔ％になる。図１は、各燃料集合体２，３，４，５が炉心１の４分の１ずつの領域ごとにまとまって配置されているように記載している。しかしながら、実際には、各燃料集合体２，３，４，５は、図２に示す内側炉心領域６及び外側炉心領域８に分散して装荷されている。

燃料集合体２，３，４，５は、炉心１内の滞在期間が異なっている。複数の燃料集合体２は１サイクルだけ炉心１内に滞在する。複数の燃料集合体３は、２サイクルの間、炉心１内に滞在し、複数の燃料集合体４は、３サイクルの間、炉心１内に滞在する。複数の燃料集合体５は、最も長い４サイクルの間、炉心１内に滞在する。炉内滞在期間が短い燃料集合体ほどＭＡの添加率が小さくなっている。炉心１内には、炉内滞在期間が異なる４つの群に分けられる燃料集合体が存在する。

燃料集合体２，３，４，５のうち、内側炉心燃料集合体７である燃料集合体２Ａ，３Ａ，４Ａ，５Ａ（図４(Ａ)参照）が、内側炉心領域６に配置されている。燃料集合体２，３，４，５のうち、外側炉心燃料集合体９である燃料集合体２Ｂ，３Ｂ，４Ｂ，５Ｂ（図４(Ｂ)参照）が、外側炉心領域８に配置されている。

これらの燃料集合体に含まれている核燃料物質の組成を、図４を用いて説明する。図４(Ａ)及び図４（Ｂ）において、１８はウラン、１９はＭＡ及び２０はプルトニウムを示している。燃料集合体２Ａ，３Ａ，４Ａ，５Ａのそれぞれのプルトニウム富化度は２０ｗｔ％である（図４（Ａ）参照）。燃料集合体２Ｂ，３Ｂ，４Ｂ，５Ｂのそれぞれのプルトニウム富化度は２２ｗｔ％である（図４（Ｂ）参照）。半径方向ブランケット領域１０に近くて中性子の漏洩によって出力密度が減少する外側炉心領域８に装荷される各燃料集合体のＰｕ富化度を、内側炉心領域６に装荷される各燃料集合体よりも高くすることによって、内側炉心領域６及び外側炉心領域８を含む炉心領域の半径方向の出力分布が平坦化される。

それぞれの燃料集合体について、プルトニウム以外の燃料組成について説明する。燃料集合体２Ａは、ＭＡを含有していなく（ＭＡが０ｗｔ％）、残りの８０ｗｔ％がウランである。燃料集合体３Ａは、２ｗｔ％のＭＡ、及び７８ｗｔ％のウランを含んでいる。燃料集合体４Ａは、４ｗｔ％のＭＡ、及び７６ｗｔ％のウランを含んでいる。燃料集合体５Ａは、６ｗｔ％のＭＡ、及び７４ｗｔ％のウランを含んでいる。燃料集合体２Ｂは、ＭＡが０ｗｔ％で、７８ｗｔ％のウランを含んでいる。燃料集合体３Ｂは、２ｗｔ％のＭＡ、及び７６ｗｔ％のウランを含んでいる。燃料集合体４Ｂは、４ｗｔ％のＭＡ、及び７４ｗｔ％のウランを含んでいる。燃料集合体５Ｂは、６ｗｔ％のＭＡ、及び７２ｗｔ％のウランを含んでいる。

炉心１における燃料交換を、図５、図６(Ａ)及び図６(Ｂ)を用いて以下に説明する。第１サイクル＃１である初装荷炉心以降における燃料交換では、各サイクルでの高速炉の運転が終了した後、炉心１内の燃料集合体は、使用済燃料集合体として、燃料集合体２Ａ〜５Ａ及び２Ｂ〜５Ｂのうち初装荷炉心に装荷した時点でＭＡの含有量が少ない燃料集合体から順番に炉心１から取り出され、新燃料集合体である取替え燃料集合体が炉心１に装荷される。すなわち、第１サイクル＃１の運転が終了し、高速炉が停止した後、燃料集合体２Ａ，２Ｂが炉心１から取り出される。第１回目の取替え燃料集合体２１Ａ，２１Ｂが替りに炉心１に装荷される。その後、第２サイクル＃２の運転が終了した後、燃料集合体３Ａ，３Ｂが炉心１から取り出され、第２回目の取替え燃料集合体２２Ａ，２２Ｂが炉心１に装荷される。第３サイクル＃３の運転終了後では、燃料集合体４Ａ，４Ｂが炉心１から取り出され、第３回目の取替え燃料集合体２３Ａ，２３Ｂが炉心１に装荷される。第４サイクル＃４の運転終了後では、燃料集合体５Ａ，５Ｂが炉心１から取り出され、第４回目の取替え燃料集合体２３Ａ，２３Ｂが炉心１に装荷される。第ｎサイクル及び第（ｎ＋１）サイクル終了後では、該当する燃料集合体が炉心１から取り出され、第ｎ回目及び第（ｎ＋１）回目のそれぞれの取替え燃料集合体２３Ａ，２３Ｂが炉心１に装荷される。

取替え燃料集合体２１Ａ，２２Ａ，２３Ａは内側炉心領域６に装荷され、取替え燃料集合体２１Ｂ，２２Ｂ，２３Ｂは外側炉心領域８に装荷される。これらの取替え燃料集合体の燃料組成を、図６(Ａ)，図６(Ｂ)を用いて具体的に説明する。取替え燃料集合体２１Ａは、ＭＡを５ｗｔ％及びウランを７１．７ｗｔ％を含んでおり、プルトニウム富化度が２２．４ｗｔ％である。プルトニウム富化度が２４．７ｗｔ％である取替え燃料集合体２１Ｂは、ＭＡを５ｗｔ％及びウランを７０．３ｗｔ％を含んでいる。プルトニウム富化度が２２．９ｗｔ％である取替え燃料集合体２２Ａは、ＭＡを５ｗｔ％及びウランを７２．１ｗｔ％を含んでいる。プルトニウム富化度が２５．２ｗｔ％である取替え燃料集合体２２Ｂは、ＭＡを５ｗｔ％及びウランを６９．８ｗｔ％を含んでいる。プルトニウム富化度が２０．７ｗｔ％である取替え燃料集合体２３Ａは、ＭＡが０ｗｔ％であり、ウランが７９．３ｗｔ％である。プルトニウム富化度が２２．８ｗｔ％である取替え燃料集合体２３Ｂは、ＭＡが０ｗｔ％であり、ウランが７７．２ｗｔ％である。

第１サイクル＃１の運転終了後に装荷される取替え燃料集合体２１Ａ，２１Ｂは５ｗｔ％のＭＡを含み、第２サイクル＃２の運転終了後に装荷される取替え燃料集合体２２Ａ，２２Ｂも５ｗｔ％のＭＡを含んでいる。第３サイクル＃３の運転終了後に装荷される取替え燃料集合体２３Ａ，２３Ｂに含まれるＭＡは０ｗｔ％である。第４サイクル＃４以降の各サイクルの運転終了後にそれぞれ装荷される燃料集合体２３Ａ，２３Ｂも、ＭＡが含まれていない。

内側炉心領域６に装荷される燃料集合体２１Ａ，２２Ａ，２３Ａ、及び外側炉心領域８に装荷される燃料集合体２１Ｂ，２２Ｂ，２３Ｂのプルトニウム富化度をまとめると、以下のようになる。

内側炉心領域外側炉心領域
第１回目の取替燃料集合体２２．４ｗｔ％２４．７ｗｔ％
第２回目の取替燃料集合体２２．９ｗｔ％２５．２ｗｔ％
第３回目の取替燃料集合体２０．７ｗｔ％２２．８ｗｔ％
発明者らは、本実施例における初装荷炉心である炉心１、及びこの炉心１を基点にしたそれぞれのサイクルでの運転終了後の各取替え燃料集合体の装荷により形成されるサイクルごとの各移行炉心を対象に、それぞれの燃焼特性を評価した。この評価の結果、図９に示す燃焼特性３３が得られた。この燃焼特性３３から明らかであるように、本実施例における各移行炉心に対応する各サイクルでの運転期間３９は、ＦＢＲの多重リサイクルでの燃料組成を有する核燃料物質を用いた燃焼特性における１つの平衡サイクルでの運転期間３７と同じにすることができる。すなわち、１つのサイクルでの運転期間３９は１８ヶ月になる。本実施例における各移行炉心（炉心１を含む）は、制御棒反応度の制限値以下になっている（中性子実効増倍率≦１．０３）。本実施例の炉心１では、主炉停止系制御棒１６で制御可能な燃焼反応度の幅３５が増大する（図９参照）。このため、主炉停止系制御棒１６の本数の増加を避けることができる。

本実施例の炉心１（初装荷炉心）に装荷する燃料集合体をバッチ数に対応してＭＡの添加率を替えた４種類として、初装荷炉心に装荷された各燃料集合体を、装荷した時点でのＭＡの添加率が少ない順でその添加率別に、初装荷炉心以降の各サイクルの運転終了後に取り替える炉心運用の利点を、以下に説明する。本実施例におけるこの利点を、ＭＡの添加率が同じである複数の初装荷燃料集合体を装荷した高速炉の初装荷炉心（以下、比較炉心という）と比較して説明する。比較炉心に装荷される前述の初装荷燃料集合体の体数は、本実施例の炉心１に装荷された燃料集合体２，３，４，５の合計体数と同じである。比較炉心に装荷される各初装荷燃料集合体におけるＭＡの添加率は、本実施例の炉心におけるＭＡの平均添加率である３ｗｔ％である。これによって、比較炉心では、ＭＡが炉心内に均一に添加されることになる。

以下、初装荷炉心全体のＭＯＸ燃料部の重金属重量をＨＭ（トン）とし、１サイクル当りのＭＡの消滅率を仮に１０％と想定する。第４サイクル末期で移行炉心内に残存するＭＡの重量を、初装荷炉心が本実施の炉心１である場合（以下、ケースＡという）と、初装荷炉心が比較炉心である場合（以下、ケースＢという）とで比較する。

ケースＡでは、第３サイクル＃３の運転終了後までに、ＭＡ添加率が０、２、４ｗｔ％である燃料集合体２，３，４は全て新しい取替え燃料集合体と交換されている。初装荷炉心に装荷された燃料集合体のうち、第４サイクル＃４で炉心内に残存する燃料集合体は、初装荷炉心に装荷された時点でのＭＡの添加率が６ｗｔ％である燃料集合体のみである。この燃料集合体５は、第４サイクル＃４では４サイクル目の運転を経験することになる。第４サイクル＃４で炉心内に残存する全ての燃料集合体５に含まれているＭＡの重量は（１）式で表される。

６／１００×（１−１０／１００×４）×ＨＭ／４
＝９／１０００×ＨＭ …（１）
ケースＢでは、第３サイクル＃３の運転終了後までに初装荷炉心に装荷された初装荷燃料集合体のうち３／４の初装荷燃料集合体が取り出され、残りの１／４の初装荷燃料集合体のみが第４サイクル＃４で４サイクル目の運転を経験する。第４サイクル＃４で炉心に残存する全ての初装荷燃料集合体に含まれているＭＡの重量は（２）式で表される。

３／１００×（１−１０／１００×４）×ＨＭ／４
＝４．５／１０００×ＨＭ …（２）
図８に示すように、ＭＡの添加割合による反応度増大効果は、核分裂性物質の燃焼が進むにつれて増大するため、炉心内でのＭＡ残存量がより多いケースＡ、すなわち、本実施例の炉心は、比較炉心（ケースＢ）よりも燃焼末期での反応度増大効果が大きくなる。本実施例の炉心は、燃焼反応度の低減効果が大きくなるので、軽水炉から取り出された使用済燃料集合体に含まれる核燃料物質を再処理して再使用する場合でも、ＦＢＲの多重リサイクル組成の核燃料物質を用いる場合と同程度の運転期間を確保することができる。

また、本実施例は、長半減期のＭＡ核種を核変換によって短半減期核種に変換できる利点も有し、長期に渡る高レベル放射性廃棄物の放射能の減衰が早められる。したがって、本実施例の炉心１は、環境負荷を軽減することができる。

本実施例の炉心１は、軽水炉からＦＢＲへの移行期に想定されるＰｕ−２４１の同位体割合が多い、軽水炉から取り出された使用済み燃料集合体から回収された核燃料物質の再処理によって得られるＰｕ組成を有する核燃料物質を用いた場合でも、軽水炉の使用済み燃料集合体から回収したＭＡをその核燃料物質に添加することによってＦＢＲの移行炉心の燃焼反応度の増加を抑制することができる。このため、本実施例の炉心１は、ＦＢＲの多重リサイクルでの燃料組成を有する核燃料物質を用いる平衡炉心を対象に設計された制御棒（主炉停止系制御棒１６及び後備炉停止系制御棒１７）の本数を増加することなく、所要の連続運転期間を確保することができる。

本発明の好適な一実施例である実施例１の高速炉の炉心の概略構成を模式的に示す説明図である。図１に示す炉心の詳細構成を示す横断面である。図２に示す炉心の縦断面における各領域の配置を示す構成図である。図２に示す炉心である初装荷炉心に配置される各燃料集合体の燃料組成の割合を示し、（Ａ）は内側炉心領域に配置された各燃料集合体の燃料組成の割合を示す説明図、（Ｂ）は外側炉心領域に配置された各燃料集合体の燃料組成の割合を示す説明図である。図２に示す炉心における平衡炉心への移行期間における燃料交換を示す説明図である。図１に示す炉心に装荷される取替え燃料集合体の燃料組成を示し、（Ａ）は内側炉心領域に装荷される各取替え燃料集合体の燃料組成の割合を示す説明図、（Ｂ）は外側炉心領域に装荷される各取替え燃料集合体の燃料組成の割合を示す説明図である。軽水炉から取り出された使用済燃料集合体に含まれた核燃料物質及びＦＢＲの平衡サイクルで用いられる新燃料集合体に含まれた核燃料物質におけるＴＲＵ組成を示す説明図である。ＦＢＲ用の燃料集合体にＭＡを添加した場合における、中性子無限増倍率のＭＡ混合割合及び燃焼度への依存性を示す特性図である。図１に示すＭＡの添加率を有する炉心の移行炉心、及びＦＢＲの多重リサイクルでの燃料組成を有する核燃料物質を有する炉心の各移行炉心での中性子実効増倍率の燃焼特性を示す説明図である。

符号の説明

１，１Ａ…炉心、２，２Ａ，２Ｂ，３，３Ａ，３Ｂ，４，４Ａ，４Ｂ，５，５Ａ，５Ｂ…燃料集合体、６…内側炉心領域、７…内側炉心燃料集合体、８…外側炉心領域、９…外側炉心燃料集合体、１０…半径方向ブランケット領域、１１…ブランケット燃料集合体、１６…主炉停止系制御棒、１７…後備炉停止系制御棒、２１Ａ、２１Ｂ，２２Ａ，２２Ｂ，２３Ａ，２３Ｂ…取替え燃料集合体、４４…上部ブランケット領域、４５…下部ブランケット領域。

Claims

軽水炉の使用済核燃料物質を再処理して得られた、プルトニウムを含む核燃料物質が充填された複数の燃料集合体が装荷されて複数の制御棒が挿入され、前記複数の燃料集合体は炉内に滞在する期間が異なる複数の群に分けられ、そして、第２の前記滞在期間よりも短い第１の前記滞在期間の前記群に属する第１の前記燃料集合体の前記核燃料物質へのマイナーアクチニドの添加率が、前記第２の滞在期間の前記群に属する第２の前記燃料集合体の前記核燃料物質へのその添加率よりも小さくなっており、前記第２の滞在期間よりも長い第３の前記滞在期間の前記群に属する第３の前記燃料集合体の前記核燃料物質へのマイナーアクチニドの添加率が、前記第２の燃料集合体のその添加率よりも大きくなっている高速炉の初装荷炉心を備えた高速炉の燃料取り扱い方法であって、
前記高速炉の第１サイクルでの運転が終了した後、前記炉心からこの炉心に配置されている複数の前記第１の燃料集合体を取り出して、前記第１、第２及び第３のそれぞれの燃料集合体よりも前記マイナーアクチニドの添加率が大きい複数の第４の燃料集合体を前記炉心に装荷し、前記第１サイクルの次のサイクルである第２サイクルでの前記高速炉の運転が終了した後、前記炉心から複数の前記第２の燃料集合体を取り出して、前記第１、第２及び第３のそれぞれの燃料集合体よりも前記マイナーアクチニドの添加率が大きい複数の第５の燃料集合体を前記炉心に装荷し、前記第２サイクルの次のサイクルである第３サイクルでの前記高速炉の運転が終了した後、前記炉心から複数の前記第３の燃料集合体を取り出して、前記マイナーアクチニドが含まれていない複数の第６の燃料集合体を前記炉心に装荷することを特徴とする高速炉の燃料取り扱い方法。