JP5586264B2 - 高速増殖炉の炉心及び高速増殖炉用燃料集合体 - Google Patents

Description

本発明は、高速増殖炉の炉心及び高速増殖炉用燃料集合体に関する。

高速増殖炉の炉心及び燃料集合体については、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）及びJAEA-Evaluation 2009-003, p.37及び43, 2009年に記載されている。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を含む複数の燃料ペレットを収納した複数の燃料棒を束ねた燃料棒束、この燃料棒束を取り囲む横断面が正六角形のラッパ管、燃料棒束より上方に位置している冷却材流出部、及び燃料棒束の下方に位置する中性子遮蔽体及び冷却材流入部（エントランスノズル）を備えている。高速増殖炉の炉心には、上記した複数の燃料集合体が装荷される。高速増殖炉の標準的な均質炉心は、内側炉心燃料領域、及び内側炉心燃料領域を取り囲む外側炉心燃料領域を有する炉心燃料領域、及び炉心燃料領域を取り囲む半径方向ブランケット領域を含んでいる。外側炉心燃料領域のＰｕ富化度が内側炉心燃料領域Ｐｕ富化度よりも高くなっている。これにより、炉心の半径方向の出力分布が平坦化される。

核燃料の形態としては、これ迄、金属燃料、窒化物燃料、及び酸化物燃料等が検討されている。これらの核燃料のうち、酸化物燃料が最も実績が豊富である。内側炉心燃料領域及び外側炉心燃料領域に装荷される燃料集合体に用いられる燃料棒は、軸方向の中央部に、Ｐｕ及び劣化ウランの酸化物を混合した混合酸化物燃料、すなわち、ＭＯＸ燃料で作られた複数の燃料ペレットを８０〜１００ｃｍ程度の高さに充填している。さらに、その燃料棒は、ＭＯＸ燃料で作られた燃料ペレットが充填された領域の上方及び下方に、劣化ウランの酸化物燃料で作られた複数の燃料ペレットを充填した軸方向ブランケット領域を形成している。内側炉心燃料領域及び内側炉心燃料領域を含む炉心燃料領域は、炉心の軸方向及び半径方向において、前述したＭＯＸ燃料製の多数の燃料ペレットが配置されている領域である。

半径方向ブランケット領域に装荷されるブランケット燃料集合体は、劣化ウランの酸化物燃料で作られた複数の燃料ペレットのみを充填した複数の燃料棒を有する。半径方向ブランケット領域及び軸方向ブランケット領域では、炉心燃料領域で核分裂性物質（例えば、Ｐｕ−２３９）の核分裂反応で発生した中性子のうち、炉心燃料領域から漏れた中性子がＵ−２３８に吸収されて核分裂性核種であるＰｕ−２３９を生成する。これらのブランケット領域は、炉心全体のＰｕの増殖（増殖比＞１．０）に貢献する。

高速増殖炉の起動時及び停止時、及び原子炉出力の調整時には、制御棒が操作される。制御棒は、炭化ホウ素（Ｂ_４Ｃ）の複数のペレットを充填した複数の中性子吸収棒を、横断面が正六角形のラッパ管内に収納して構成される。制御棒として、複数の主炉停止系制御棒及び複数の後備炉停止系制御棒が独立して設けられる。主炉停止系制御棒及び後備炉停止系制御棒のいずれか一方のみで、高速増殖炉を緊急停止できる。

各ブランケット領域の燃焼度は炉心燃料領域のそれよりも低い。燃料集合体を炉心から取り出したときにおけるＰｕの同位体組成を炉心燃料領域と各ブランケット領域で比較すると、前者の領域よりも後者の領域で核分裂性核種の割合が多くなっている。SAITOは、「Advanced Core Concepts with Enhanced Proliferation Resistance by Transmutation of Minor Actinides」, Proceedings of GLOBAL2005, Paper No. 172, 2005年において、種々の原子炉の炉心に装荷される燃料集合体に用いられる核燃料物質にマイナーアクチニド（ＭＡ）を添加し、炉心から取り出された燃料集合体内の核燃料物質に含まれる全Ｐｕ中の、Ｐｕ−２３８の割合を、暫定的に２０ｗｔ％以上にして、Ｐｕの品質を原子炉級とする方策を提案している。

一般に、高速増殖炉の炉心で炉心燃料領域に装荷する燃料集合体に用いる核燃料物質にＭＡを添加した場合には、ボイド反応度及びドップラー係数などの炉心安全性に係わる反応度係数が変化する。特開平６−３４７５７９号公報は、ＭＡをブランケット燃料集合体だけに使用し、半径方向ブランケット領域から取り出されたブランケット燃料集合体、及び炉心燃料領域から取り出された使用済燃料集合体のそれぞれから回収したＭＡを、再度、ブランケット燃料集合体にリサイクルし、回収したＰｕを炉心燃料領域に装荷される燃料集合体にリサイクルすることによって、炉心の反応度係数への影響を抑制しつつ、ＭＡを効率的に核変換する技術を記述している。

JAEA-Evaluation 2009-003, p.37及び41, 2009年も、高速増殖炉の核燃料としてＭＡを５．２％含む超ウラン核種（ＴＲＵ）を用いることを記載している。

B. Pellaud,「Proliferation aspects of plutonium recycling」, C. R. Physique 3, pp.1067-1079 (2002)は、全Ｐｕ中のＰｕ−２４０の割合を１８ｗｔ％以上にすることを記載する。

特開平６−３４７５７９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、ｐｐ．２７９―２８６、２００３年１０月３０日 JAEA-Evaluation 2009-003, p.37, 41及び43, 2009年 M. SAITO,「Advanced Core Concept with Enhanced Proliferation Resistance by Transmutation of Minor Actinides」, Proceedings of GLOBAL2005, Paper No. 172, 2005年 B. Pellaud,「Proliferation aspects of plutonium recycling」, C. R. Physique 3, pp.1067-1079 (2002)

平川直弘、岩崎智彦著「原子炉物理入門」、東北大学出版会、ｐｐ．２７９―２８６、２００３年１０月３０日に示される標準的な高速増殖炉の均質炉心の炉心燃料領域に装荷されている各燃料集合体の上下の各軸方向ブランケット領域では、核分裂性核種の割合が多いＰｕが生成される。このため、炉心燃料領域から取り出された使用済燃料集合体の上下の各軸方向ブランケット領域内の核燃料物質では、核分裂性核種、すなわち、Ｐｕの奇数核種の割合が多くなる。換言すれば、使用済燃料集合体の上下の各軸方向ブランケット領域内の核燃料物質に含まれるＰｕの偶数核種が少ない。その核燃料物質を、核燃料再処理施設の溶解槽で溶解するとき、臨界性を考慮した場合に、軸方向ブランケット領域に存在していた核燃料物質の、溶解槽に供給する量を、少なくしなければならない。したがって、使用済の核燃料物質の再処理に要する時間が長くなる。

高速増殖炉の炉心内の炉心燃料領域から取り出された使用済燃料集合体の全ての領域に存在するそれぞれの使用済の核燃料物質に含まれる、Ｐｕの核分裂性核種（偶数核種）の割合を減少し、核燃料物質に含まれるＰｕのレベルをＰｕの偶数核種の割合が多い原子炉級にすることができれば、使用済の核燃料物質の再処理に要する時間を短縮することができる。

本発明の目的は、使用済核燃料物質の再処理に要する時間を短縮することができる高速増殖炉の炉心及び高速増殖炉用燃料集合体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、炉心の炉心燃料領域に装荷された燃料集合体が、軸方向の中央部にプルトニウムを含む燃料領域を形成し、燃料領域の上方にブランケット燃料物質を含む第１軸方向ブランケット領域を、燃料領域の下方にブランケット燃料物質を含む第２軸方向ブランケット領域をそれぞれ形成しており、冷却材として液体ナトリウムが供給され、
燃焼度ゼロの燃料集合体における第１軸方向ブランケット領域及び第２軸方向ブランケット領域にそれぞれ存在するブランケット燃料物質が、燃料核種である重金属としてウラン２３５，ウラン２３８及びネプチニウム２３７を含んでおり、
燃焼度ゼロの燃料集合体における第１軸方向ブランケット領域及び第２軸方向ブランケット領域のそれぞれにおいてウラン２３５，ウラン２３８及びネプチニウム２３７の合計に対するそのブランケット燃料物質に含まれるネプチニウム２３７の割合が３％〜１０％の範囲内にある。

燃焼度ゼロの燃料集合体における第１軸方向ブランケット領域及び第２軸方向ブランケット領域のそれぞれにおいてブランケット燃料物質に含まれるウラン２３５，ウラン２３８及びネプチニウム２３７の合計に対するそのブランケット燃料物質に含まれるネプチニウム２３７の割合が３％〜１０％の範囲内にあるので、炉心から使用済燃料集合体として取り出されたその燃料集合体のブランケット燃料物質に含まれる全Ｐｕ中の、Ｐｕ−２３８及びＰｕ−２４０の各割合の合計値が、原子炉級を区分する指標である、Ｐｕ−２３８及びＰｕ−２４０の割合の合計値１８ｗｔ％よりも大きくなる。このため、使用済燃料集合体として取り出されたその燃料集合体のブランケット燃料物質（使用済核燃料物質）が原子炉級になるので、このブランケット燃料物質を再処理する際、臨界性を考慮しても、そのブランケット燃料物質を溶解槽により多く供給することができる。結果として、使用済核燃料物質の再処理に要する時間を短縮することができる。

炉心の炉心燃料領域に装荷された燃料集合体が、軸方向の中央部にプルトニウムを含む燃料領域を形成し、燃料領域の上方にブランケット燃料物質を含む第１軸方向ブランケット領域を、燃料領域の下方にブランケット燃料物質を含む第２軸方向ブランケット領域をそれぞれ形成しており、
燃焼度ゼロの燃料集合体における第１軸方向ブランケット領域及び第２軸方向ブランケット領域のそれぞれにおいて、ブランケット燃料物質に含まれる燃料核種である重金属に対するそのブランケット燃料物質に含まれるマイナーアクチニドの割合を１０．５％〜４０％の範囲内にすることによっても、上記の目的を達成することができる。

燃焼度ゼロの燃料集合体における第１軸方向ブランケット領域及び第２軸方向ブランケット領域のそれぞれにおいてブランケット燃料物質に含まれる重金属に対するそのブランケット燃料物質に含まれるマイナーアクチニドの割合が１０．５％〜４０％の範囲内にあるので、炉心から使用済燃料集合体として取り出されたその燃料集合体のブランケット燃料物質に含まれる全Ｐｕ中の、Ｐｕ−２３８及びＰｕ−２４０の各割合の合計値が、原子炉級を区分する指標である、Ｐｕ−２３８及びＰｕ−２４０の割合の合計値１８ｗｔ％よりも大きくなる。このため、使用済燃料集合体として取り出されたその燃料集合体のブランケット燃料物質（使用済核燃料物質）が原子炉級になり、使用済核燃料物質の再処理に要する時間を短縮することができる。

本発明によれば、高速増殖炉から取り出された使用済燃料集合体に含まれている使用済核燃料物質の再処理に要する時間を短縮することができる。

本発明の好適な一実施例である実施例１の高速増殖炉の炉心に用いられる燃料集合体の概略縦断面図である。 実施例１の高速増殖炉の炉心の１／４での横断面図である。 燃焼度ゼロの燃料集合体の軸方向ブランケット領域に存在する核燃料物質に含まれる重金属に対するその核燃料物質に含まれるＮｐ−２３７の割合と、軸方向ブランケット領域の使用済核燃料物質に含まれるＰｕのうち、Ｐｕ−２３８及びＰｕ−２４０の各割合の合計値との関係を示す特性図である。 燃焼度ゼロの燃料集合体の軸方向ブランケット領域に存在する核燃料物質に含まれる重金属に対するその核燃料物質に含まれるＮｐ−２３７の割合と、高速増殖炉の増殖比との関係を示す特性図である。 燃焼度ゼロの燃料集合体の軸方向ブランケット領域に存在する核燃料物質に含まれる重金属に対するその核燃料物質に含まれるマイナーアクチニドの割合と、軸方向ブランケット領域の使用済核燃料物質に含まれるＰｕのうち、Ｐｕ−２３８及びＰｕ−２４０の各割合の合計値との関係を示す特性図である。 燃焼度ゼロの燃料集合体の軸方向ブランケット領域に存在する核燃料物質に含まれる重金属に対するその核燃料物質に含まれるマイナーアクチニドの割合と、高速増殖炉の増殖比との関係を示す特性図である。 本発明の他の一実施例である実施例２の高速増殖炉の炉心に用いられる燃料集合体の概略縦断面図を示し、（Ａ）は内側炉心燃料領域に装荷される燃料集合体の概略縦断面図、（Ｂ）は外側炉心燃料領域に装荷される燃料集合体の概略縦断面図である。 実施例２の高速増殖炉の炉心の１／４での横断面図である。

発明者らは、炉心燃料領域から取り出された使用済燃料集合体に含まれている使用済核燃料物質の再処理に要する時間を短縮する方策を検討した。

高速増殖炉の運転中、炉心の炉心燃料領域に装荷されている燃料集合体の、軸方向で、中央部に存在する炉心燃料領域では、核分裂性Ｐｕが核分裂をして冷却材である液体ナトリウムを加熱する熱を発生する。その燃料集合体の炉心燃料領域に存在するＵ−２３８が核分裂によって発生する中性子を吸収し、核分裂性ＰｕであるＰｕ−２３９が生成される。生成されたＰｕ−２３９は、高速増殖炉の運転中において中性子を吸収して核分裂する場合と、直接核分裂しないでＰｕ−２４０等の高次Ｐｕに核変換する場合がある。この結果、炉心の炉心燃料領域から取り出された使用済燃料集合体中に存在する使用済核燃料物質に含まれるＰｕの偶数核種の割合が多くなっており、この使用済核燃料物質に含まれたＰｕは原子炉級になっている。

これに対し、炉心燃料領域から取り出された使用済燃料集合体の軸方向ブランケット領域では、Ｕ−２３８の中性子の吸収によって生成された核分裂性核種であるＰｕ−２３９（奇数核種）等が蓄積され、炉心全体のＰｕの増殖に貢献している。この結果、軸方向ブランケット領域に存在した使用済核燃料物質が、再処理時間を長くする要因になっている。

軸方向ブランケット領域に存在した使用済核燃料物質に含まれるＰｕを原子炉級にすることができれば、再処理に要する時間を短くできると、発明者らは考えた。軸方向ブランケット領域に存在した使用済核燃料物質に含まれるＰｕを原子炉級にする方策を検討した結果、発明者らは、高速増殖炉の炉心内の内側炉心燃料領域及び外側炉心燃料領域のそれぞれに装荷する燃料集合体に形成される上下の各軸方向ブランケット領域に存在するそれぞれの核燃料物質にネプチニウム２３７（Ｎｐ−２３７）を含ませることによって、その燃料集合体の軸方向における全ての領域、すなわち上下の各軸方向ブランケット領域を含む全ての領域において、使用済の核燃料物質に含まれるＰｕの核分裂性核種の割合を減少させて偶数核種の割合を多くすることができ、その燃料集合体の軸方向の全ての領域内の核燃料物質に含まれるＰｕのレベルを原子炉級にすることができることを、新たに見出した。

軸方向ブランケット領域に存在する核燃料物質にネプチニウム２３７を添加することについての検討結果を、以下に説明する。発明者らは、１５０万ｋＷ級の電気出力が得られる高速増殖炉を対象に検討を行った。この高速増殖炉に設けられた炉心は、半径方向に、炉心燃料領域及び炉心燃料領域を取り囲む遮へい体領域を有し、軸方向に、炉心燃料領域、及び炉心燃料領域の上方及び下方に配置された２つの軸方向ブランケット領域を有する。炉心燃料領域には、炉心の半径方向に、内側炉心燃料領域、及び内側炉心領域を取り囲む外側炉心燃料領域を有する。炉心の軸方向においては、炉心燃料領域である内側炉心燃料領域及び外側炉心燃料領域の上方及び下方に前述した各軸方向ブランケット領域が存在する。炉心燃料領域の高さは１００ｃｍであり、上下の各軸方向ブランケット領域の高さはそれぞれ２０ｃｍである。炉心燃料領域に装荷された各燃料集合体のＰｕを装荷したＭＯＸ（ウラン及びプルトニウムの混合酸化物）燃料領域の平均取り出し燃焼度は約１５０ＧＷｄ／ｔである。

内側炉心燃料領域及び外側炉心燃料領域にそれぞれ装荷される燃料集合体は、軸方向において、中央部に燃料領域（高さ：１００ｃｍ）を形成し、この燃料領域の上方及び下方にそれぞれ軸方向ブランケット領域（高さ：２０ｃｍ）を形成している。

炉心燃料領域に装荷した燃料集合体を４バッチで取替え、高速増殖炉を連続運転期間約２８ヶ月（８５０日）で運転すると、炉心燃料領域から取り出された各使用済燃料集合体の軸方向ブランケット領域に存在する使用済核燃料物質に含まれる全Ｐｕに占める核分裂性Ｐｕの同位体の割合が約９５％となる。

発明者らは、上記した高速増殖炉の炉心燃料領域から取り出された使用済燃料集合体の軸方向の全ての領域に含まれるそれぞれの使用済核燃料物質が原子炉級になる方策を検討した。B.Pellaud, 「Proliferation aspects of plutonium recycling」, C. R. Physique 3, pp.1067-1079 (2002)が、原子炉級のＰｕ組成の判定条件の指標として、「全Ｐｕ中におけるＰｕ−２４０の割合が１８ｗｔ％以上」を記載している。発明者らは、Ｐｕ−２４０と比べて単位重量あたりの自発核分裂率及び崩壊熱がいずれも大きなＰｕ−２３８も考慮して、「全Ｐｕ中の、Ｐｕ−２３８及びＰｕ−２４０の各割合の合計が１８ｗｔ％以上」を新たな指標とした。炉心燃料領域から取り出された使用済燃料集合体の軸方向ブランケット領域内の使用済核燃料物質に含まれる全Ｐｕ中の偶数核種を増やす方策として、発明者らは、まず、現状、高レベル放射性廃棄物に区分されるマイナーアクチニド（ＭＡ）のうち、軽水炉の使用済燃料集合体内の核燃料物質において約５０％を占めるネプチニウム２３７を、軸方向ブランケット領域内の核燃料物質に添加することを考えた。発明者らは、さらに、燃焼度ゼロの燃料集合体の軸方向ブランケット領域内の核燃料物質がネプチニウム２３７を含んでいるとき、この燃料集合体を高速増殖炉の炉心燃料領域に装荷し、その後、炉心から使用済燃料集合体として取り出された場合における軸方向ブランケット領域内の核燃料物質のＰｕ組成に及ぼす影響を評価した。図３にその評価結果を示す。横軸は、燃焼度ゼロの燃料集合体の軸方向ブランケット領域での核燃料物質に含まれる燃料核種である重金属（ＨＭ）に対するその核燃料物質に含まれるＮｐ−２３７の割合を示している。図３に示す評価結果で考慮した燃料核種である重金属は、ウラン２３５、ウラン２３８及びネプチニウム２３７である。縦軸は軸方向ブランケット領域の使用済核燃料物質に含まれる全Ｐｕ中の、Ｐｕ−２３８及びＰｕ−２４０の各割合（％）の合計値を示している。図３に示す破線２６は、発明者らが新たに設定した指標である、全Ｐｕ中の、Ｐｕ−２３８及びＰｕ−２４０の各割合の合計１８ｗｔ％のラインである。図３に示す特性によれば、燃焼度ゼロの燃料集合体の軸方向ブランケット領域に存在する核燃料物質に含まれる燃料核種である重金属に対するその核燃料物質に含まれるＮｐ−２３７の割合を３％以上にすれば、炉心から取り出された使用済燃料集合体の軸方向ブランケット領域内の使用済核燃料物質に含まれる全Ｐｕ中の、Ｐｕ−２３８及びＰｕ−２４０の同位体割合の合計を１８ｗｔ％以上にすることができ、軸方向ブランケット領域の使用済核燃料物質に含まれるＰｕを原子炉級にすることができる。

他方、電力の安定供給の観点からは、核燃料の増殖性の確保が重要である。２０５０年頃と想定される我が国の商業用の高速増殖炉の導入時期から、今後延長が予想される軽水炉の寿命に相当する約６０年間で全ての軽水炉を高速増殖炉に置換するためには、１．１程度の増殖比が必要であると考えられる。そこで、発明者らは、燃料集合体の軸方向ブランケット領域へのＮｐ−２３７の添加が増殖比に及ぼす影響を検討した。この検討結果を図４に示す。横軸は、図３と同様に、燃焼度ゼロの燃料集合体の軸方向ブランケット領域に存在する核燃料物質に含まれる燃料核種である重金属に対するその核燃料物質に含まれるＮｐ−２３７の割合を示している。縦軸は高速増殖炉の平衡サイクル中期における高速増殖炉の増殖比を示す。図４に示された破線２７は高速増殖炉の増殖比の目標値である１．１を示すラインである。図４によれば、軸方向ブランケットに存在するＮｐ−２３７の割合を１０％以下にすることにより、増殖比の目標値である１．１以上の増殖性能を維持できることが分かった。

以上の検討結果に基づけば、燃焼度ゼロの燃料集合体の軸方向ブランケット領域に存在する核燃料物質に含まれる重金属に対するその核燃料物質に含まれるＮｐ−２３７の割合を、３％〜１０％の範囲内にすれば、軸方向ブランケット領域の使用済核燃料物質に含まれるＰｕを原子炉級にすることができると共に、増殖比１．１以上の増殖性能を達成できる。その使用済核燃料物質に含まれるＰｕを原子炉級にすることができるため、使用済核燃料物質の再処理に要する時間を短縮することができる。

発明者らは、上記の検討により、燃料集合体の軸方向ブランケット領域の核燃料物質にＮｐを含ませればよいとの結論を得た。Ｎｐは、使用済核燃料物質の再処理によって得ることができるが、使用済核燃料物質から単独で回収する必要がある。しかしながら、使用済核燃料物質は、マイナーアクチニド（ＭＡ）として、ネプチニウム（Ｎｐ）、アメリシウム（Ａｍ）及びキュリウム（Ｃｍ）を含んでいる。このため、使用済核燃料物質から、Ｎｐを単独で分離回収するよりは、Ｎｐを含むＭＡを一括して分離回収する方が、技術的、経済的に有利である。特に、高速増殖炉の実用化研究では、高速増殖炉のみの平衡期には全てのＭＡを核燃料物質としてリサイクルすることが想定されている。

そこで、発明者らは、Ｎｐのみではなく、ＭＡを、燃料集合体の軸方向ブランケット領域の核燃料物質に添加することを考えた。添加したＭＡの組成は、ＭＡ全体を１００ｗｔ％とした場合、Ｎｐ−２３７が５．８ｗｔ％、Ａｍ−２４１が５７．８ｗｔ％、Ａｍ−２４２ｍが１．９ｗｔ％、Ａｍ−２４３が１９．２ｗｔ％、Ｃｍ−２４４が１１．５ｗｔ％、及びＣｍ−２４５が３．８ｗｔ％である。発明者らは、燃焼度ゼロの燃料集合体の軸方向ブランケット領域内の核燃料物質がその組成を有するＭＡを含んでいるとき、この燃料集合体を高速増殖炉の炉心燃料領域に装荷し、その後、炉心から使用済燃料集合体として取り出された場合における軸方向ブランケット領域内の核燃料物質のＰｕ組成に及ぼす影響を評価した。図５にその評価結果を示す。ＭＡについての検討も、Ｎｐの場合と同様に、１５０万ｋＷ級の電気出力が得られる高速増殖炉を対象に検討を行った。この高速増殖炉の炉心において、炉心燃料領域の高さは１００ｃｍであり、上下の各軸方向ブランケット領域の高さはそれぞれ２０ｃｍである。

図５の横軸は、燃焼度ゼロの燃料集合体の軸方向ブランケット領域での核燃料物質に含まれる燃料核種である重金属（ＨＭ）に対するその核燃料物質に含まれるＭＡの割合を示している。図５の縦軸は、軸方向ブランケット領域の使用済核燃料物質に含まれる全Ｐｕ中の、Ｐｕ−２３８及びＰｕ−２４０の各割合（％）の合計値を示している。図５に示す破線２６は、図３と同様に、発明者らが新たに設定した指標である、全Ｐｕ中の、Ｐｕ−２３８及びＰｕ−２４０の各割合の合計値１８ｗｔ％のラインである。図５に示す特性によれば、燃焼度ゼロの燃料集合体の軸方向ブランケット領域に存在する核燃料物質に含まれる重金属に対する核燃料物質に含まれるＭＡの割合を１０．５％以上にすれば、炉心から取り出された使用済燃料集合体の軸方向ブランケット領域の使用済核燃料物質に含まれる全Ｐｕ中の、Ｐｕ−２３８及びＰｕ−２４０の各割合の合計を１８ｗｔ％以上にすることができ、軸方向ブランケット領域の使用済核燃料物質に含まれるＰｕを原子炉級にすることができる。

高速増殖炉のみの平衡期には、高速増殖炉プラントの所要の発電容量を維持するのに必要な増殖比は１．０３程度で良い。そこで、発明者らは、燃料集合体の軸方向ブランケット領域へのＭＡの添加が増殖比に及ぼす影響を検討した。この検討結果を図６に示す。図６の横軸は、図５と同様に、燃焼度ゼロの燃料集合体の軸方向ブランケット領域に存在する核燃料物質に含まれる重金属に対するその核燃料物質に含まれるＭＡの割合を示している。図６の縦軸は、高速増殖炉の平衡サイクル中期における高速増殖炉の増殖比を示す。図６に示された破線２８は高速増殖炉の平衡期に必要な増殖比１．０３を示すラインである。図６によれば、燃焼度ゼロの燃料集合体の軸方向ブランケット領域に存在する核燃料物質に含まれる重金属に対するその核燃料物質に含まれるＭＡの割合を４０％以下にすることにより、増殖比の目標値である１．０３以上の増殖性能を維持できることが分かった。

以上の検討結果に基づけば、燃焼度ゼロの燃料集合体の軸方向ブランケット領域内の核燃料物質に含まれる重金属に対するその核燃料物質に含まれるＭＡの割合を、１０．５％〜４０％の範囲内にすれば、軸方向ブランケット領域の使用済核燃料物質に含まれるＰｕを原子炉級にすることができると共に、増殖比１．０３以上の増殖性能を達成できる。その使用済核燃料物質に含まれるＰｕを原子炉級にすることができるため、使用済核燃料物質の再処理に要する時間を短縮することができる。

本発明の好適な一実施例である実施例１の高速増殖炉の炉心を、図１及び図２を用いて説明する。図２は、高速増殖炉の炉心１の水平断面の１／４を示している。

本実施例の高速増殖炉の炉心１は、半径方向において、炉心燃料領域２、炉心燃料領域２を取り囲む第１遮へい体領域５、及び第１遮へい体領域５を取り囲む第２遮へい体領域６を有する。本実施例の炉心１は、半径方向ブランケット領域を有していない。炉心燃料領域２は内側炉心燃料領域３及び外側炉心燃料領域４を有し、外側炉心燃料領域４が内側炉心燃料領域３を取り囲んでいる。炉心１は、図示されていないが、高速増殖炉の原子炉容器内に配置されている。

複数の燃料集合体７（図１参照）が内側炉心燃料領域３に装荷され、複数の燃料集合体８（図１参照）が外側炉心燃料領域４に装荷される。炭化ホウ素を充填した複数の制御棒集合体１７が、内側炉心燃料領域３内に配置される。これらの制御棒集合体１７を炉心１に出し入れすることによって、高速増殖炉の原子炉出力が制御される。ステンレス鋼製で横断面が正六角形の複数の第１遮へい体１８が、第１遮へい体領域５に装荷されている。炭化ホウ素を含み横断面が正六角形の複数の第２遮へい体１９が、第２遮へい体領域６に装荷されている。

炉心燃料領域２に装荷された燃料集合体７，８は、燃料領域９、上部軸方向ブランケット領域１０、下部軸方向ブランケット領域１１、上部ガスプレナム１２、下部ガスプレナム１３、上部遮へい体領域１４及び下部遮へい体領域１５を有する。燃料領域９は、燃料集合体７，８のそれぞれにおいて、軸方向の中央部に配置される。上部軸方向ブランケット領域１０が燃料領域９の上方に配置され、下部軸方向ブランケット領域１１が燃料領域９の下方に配置される。上部ガスプレナム１２が上部軸方向ブランケット領域１０の上方に配置され、下部ガスプレナム１３が下部軸方向ブランケット領域１１の下方に配置される。上部遮へい体領域１４が上部ガスプレナム１２の上方に配置され、下部遮へい体領域１５が下部ガスプレナム１３の下方に配置される。燃料領域９の高さが１００ｃｍであり、上部軸方向ブランケット領域１０及び下部軸方向ブランケット領域１１のそれぞれの高さが２０ｃｍである。

燃料集合体７，８は、それぞれ、複数の燃料棒（図示せず）を有する。実際には、軸方向において、上方より以下の順番に配置される、上部遮へい体領域１４、上部ガスプレナム１２、上部軸方向ブランケット領域１０、燃料領域９、下部軸方向ブランケット領域１１、下部ガスプレナム１３及び下部遮へい体領域１５が、燃料集合体７，８のそれぞれの燃料棒内に形成される。

炉心１が適用される高速増殖炉は、電気出力が１５０万ｋＷ級の原子炉である。炉心燃料領域２に装荷された燃料集合体７，８の燃料領域９の平均取り出し燃焼度が約１５０ＧＷｄ／ｔである。燃料集合体７，８では、ウラン及びプルトニウムの混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）で作られた複数の燃料ペレットが、各燃料棒内の燃料領域９に充填されている。この混合酸化物燃料は、核分裂性Ｐｕ（例えば、Ｐｕ−２３９及びＰｕ−２４１等）を含んでいる。外側炉心燃料領域４に装荷された燃焼度ゼロの燃料集合体８の燃料領域９における核分裂性Ｐｕの富化度が、内側炉心燃料領域３に装荷された燃焼度ゼロの燃料集合体７の燃料領域９における核分裂性Ｐｕの富化度よりも高くなっている。このため、炉心燃料領域２の半径方向における出力分布が平坦化される。

燃料集合体７，８のそれぞれの燃料棒内の上部軸方向ブランケット領域１０及び下部軸方向ブランケット領域１１には、劣化ウランの酸化物で作られた複数の燃料ペレットが充填されている。炉心燃料領域２に装荷された燃焼度ゼロの燃料集合体７，８のそれぞれの上部軸方向ブランケット領域１０及び下部軸方向ブランケット領域１１に存在する各燃料ペレット（核燃料物質）は、Ｕ−２３５，Ｕ−２３８及びＮｐ−２３７を含んでいる。Ｕ−２３５，Ｕ２３８及びＮｐ−２３７は燃料核種である重金属である。燃焼度ゼロの燃料集合体７，８では、それぞれの上部軸方向ブランケット領域１０及び下部軸方向ブランケット領域１１に存在する核燃料物質に含まれる重金属（重量％）に対するその核燃料物質に含まれるＮｐ−２３７（重量％）の割合が５％であり、残りのＵの割合が９５％である。全Ｕに対する割合はＵ−２３５が０．２％でＵ−２３８が９９．８％である。

炉心１の内側炉心燃料領域３が各燃料集合体７の燃料領域９によって形成され、内側炉心燃料領域３の高さはこの燃料領域９の高さである１００ｃｍになる。外側炉心燃料領域４が各燃料集合体８の燃料領域９によって形成され、外側炉心燃料領域４の高さもこの燃料領域９の高さである１００ｃｍになる。炉心１において、燃料集合体７，８のそれぞれの上部軸方向ブランケット領域１０により、高さ２０ｃｍの上部軸方向ブランケット領域が、内側炉心燃料領域３及び外側炉心燃料領域４の上方に形成される。炉心１において、燃料集合体７，８のそれぞれの下部軸方向ブランケット領域１１により、高さ２０ｃｍの下部軸方向ブランケット領域が、内側炉心燃料領域３及び外側炉心燃料領域４の下方に形成される。

炉心１を有する高速増殖炉は、１つの運転サイクルでの運転期間が約２８ヶ月（８５０日）であり、炉心１に装荷された燃料集合体７，８が４バッチで取替えられる。すなわち、１つの運転サイクルでの運転終了後に、内側炉心燃料領域３に存在する全燃料集合体７のうち、１／４の燃料集合体７が使用済燃料集合体として高速増殖炉外に取り出され、替りに、燃焼度ゼロの燃料集合体７が内側炉心燃料領域３に装荷される。外側炉心燃料領域４に存在する燃料集合体８についても、全燃料集合体８のうち、１／４の燃料集合体８が使用済燃料集合体として高速増殖炉外に取り出され、替りに、燃焼度ゼロの燃料集合体８が外側炉心燃料領域４に装荷される。本実施例では、燃焼度ゼロの燃料集合体は、高速増殖炉の炉心１内に４つの運転サイクルの期間が経過するまで滞在する。

燃料集合体７，８の交換が終了した後、高速増殖炉が起動され、次の運転サイクルにおける運転が開始される。高速増殖炉の運転中においては、炉心１内に冷却材である液体ナトリウムが供給される。燃料集合体７，８のそれぞれの燃料領域９に存在する核分裂性Ｐｕの核分裂によって発生する熱で液体ナトリウムが加熱される。燃料領域９に存在する核分裂性Ｐｕの核分裂によって発生した核分裂生成ガスが、燃料集合体７，８のそれぞれに形成された上部ガスプレナム１２及び下部ガスプレナム１３に蓄えられる。

高速増殖炉から使用済燃料集合体として取り出された各燃料集合体７，８の上部軸方向ブランケット領域１０及び下部軸方向ブランケット領域１１に存在する各燃料ペレット（使用済核燃料物質）に含まれる全Ｐｕ中の、Ｐｕ−２３８及びＰｕ−２４０の割合の合計値は、燃焼度ゼロのときに領域１０，１１内のそれぞれにおいて核燃料物質に含まれる重金属に対するその核燃料物質に含まれるＮｐ−２３７の割合が５％であったので、約２０ｗｔ％になる。使用済燃料集合体として取り出された各燃料集合体７，８の上部軸方向ブランケット領域１０及び下部軸方向ブランケット領域１１に存在する使用済核燃料物質に含まれる全Ｐｕ中の、Ｐｕ−２３８及びＰｕ−２４０の各割合の合計値が約２０ｗｔ％であるため、領域１０，１１に存在する使用済核燃料物質に含まれるＰｕが原子炉級になる。この使用済核燃料物質に含まれるＰｕが原子炉級であるため、この使用済核燃料物質を核燃料再処理施設の溶解槽で溶解するとき、臨界性を考慮しても、軸方向ブランケット領域に存在していた使用済核燃料物質の溶解槽への投入量を増やすことができる。したがって、使用済核燃料物質の再処理に要する時間を短縮することができる。

さらに、燃焼度ゼロの燃料集合体７，８の領域１０，１１に存在する核燃料物質（燃料ペレット）では、重金属に対するＮｐ−２３７の割合が１０％以下である５％になっているので、本実施例になる高速増殖炉の炉心の平衡サイクル中期における増殖比が約１．１２になる。

本発明の他の実施例である実施例２の高速増殖炉の炉心を、図７及び図８を用いて説明する。

本実施例の高速増殖炉の炉心１Ａは、高速増殖炉の炉心１において炉心燃料領域２を炉心燃料領域２Ａに替えた構成を有する。高速増殖炉の炉心１Ａの他の構成は高速増殖炉の炉心１Ａと同じである。炉心燃料領域２Ａは、内側炉心燃料領域３Ａ及び内側炉心燃料領域３Ａを取り囲む外側炉心燃料領域４Ａを有する。複数の燃料集合体７Ａが内側炉心燃料領域３Ａに装荷され、複数の燃料集合体８Ａが外側炉心燃料領域４Ａに装荷される。

燃料集合体７Ａは、図７（Ａ）に示すように、実施例１で用いた燃料集合体７の燃料領域９を上部燃料領域２０、内部ブランケット領域２４及び下部燃料領域２２に替えた構成を有する。燃料集合体７Ａの他の構成は燃料集合体７と同じである。燃料集合体７Ａにおいて、上部燃料領域２０、内部ブランケット領域２４及び下部燃料領域２２は、この順番に、上部軸方向ブランケット領域１０から下部軸方向ブランケット領域１１に向って配置される。上部燃料領域２０，下部燃料領域２２の高さはそれぞれ４０ｃｍであり、内部ブランケット領域２４の高さは２０ｃｍである。上部燃料領域２０、内部ブランケット領域２４及び下部燃料領域２２のそれぞれの高さの合計は１００ｃｍであり、燃料集合体７の燃料領域９の高さと同じである。

燃料集合体８Ａは、図７（Ｂ）に示すように、実施例１で用いた燃料集合体８の燃料領域９を上部燃料領域２１、内部ブランケット領域２５及び下部燃料領域２３に替えた構成を有する。燃料集合体８Ａの他の構成は燃料集合体８と同じである。燃料集合体８Ａにおいて、上部燃料領域２１、内部ブランケット領域２５及び下部燃料領域２３は、この順番に、上部軸方向ブランケット領域１０から下部軸方向ブランケット領域１１に向って配置される。上部燃料領域２１，下部燃料領域２３の高さはそれぞれ４５ｃｍであり、内部ブランケット領域２５の高さは１０ｃｍである。内部ブランケット領域２５の高さは内部ブランケット領域２４の高さよりも低くなっている。上部燃料領域２１、内部ブランケット領域２５及び下部燃料領域２３のそれぞれの高さの合計は１００ｃｍであり、燃料集合体８の燃料領域９の高さと同じである。

上部燃料領域２０，２１及び下部燃料領域２２，２３には、実施例１における燃料領域９と同様に、ウラン及びプルトニウムの混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）で作られた複数の燃料ペレット（核燃料物質）が存在する。燃焼度ゼロの燃料集合体７Ａ，８Ａでは、上部燃料領域２１及び下部燃料領域２３のそれぞれの核分裂性Ｐｕの富化度は、上部燃料領域２０及び下部燃料領域２２のそれぞれの核分裂性Ｐｕの富化度と同じになっている。内部ブランケット領域２４，２５には、上部軸方向ブランケット領域１０及び下部軸方向ブランケット領域１１と同様に、劣化ウランの酸化物で作られた複数の燃料ペレット（核燃料物質）が存在する。燃焼度ゼロの燃料集合体７Ａ，８Ａでは、領域１０，１１だけでなく、内部ブランケット領域２４，２５のそれぞれにおいても核燃料物質に含まれる重金属（重量％）に対するその核燃料物質に含まれるＮｐ−２３７（重量％）の割合が５％になっている。

複数の燃料集合体７Ａが内側炉心燃料領域３Ａに装荷され、複数の燃料集合体８Ａが外側炉心燃料領域４Ａに装荷されることによって、内側炉心燃料領域３Ａ及び外側炉心燃料領域４Ａの軸方向の中央部に内部ブランケット領域がそれぞれ形成される。さらに、内側炉心燃料領域３Ａ及び外側炉心燃料領域４Ａにおいて、上部燃料領域が上部軸方向ブランケット領域と内部ブランケット領域の間に形成され、下部燃料領域が内部ブランケット領域と下部軸方向ブランケット領域の間に形成される。このような炉心1Ａは軸方向非均質炉心である。

１つの運転サイクルの期間において、炉心１Ａを有する高速増殖炉を運転する。その運転サイクルが終了したとき、高速増殖炉の運転が停止され、内側炉心燃料領域３Ａ内の一部の燃料集合体７Ａ及び外側炉心燃料領域４Ａ内の一部の燃料集合体８Ａが、使用済燃料集合体として高速増殖炉から取り出される。高速増殖炉から使用済燃料集合体として取り出された各燃料集合体７Ａ，８Ａの上部軸方向ブランケット領域１０、下部軸方向ブランケット領域１１及び内部ブランケット領域２４，２５に存在する各燃料ペレット（使用済核燃料物質）に含まれるＰｕ−２３８及びＰｕ−２４０の各割合の合計値は、燃焼度ゼロのときに領域１０，１１，２４，２５内のそれぞれにおいて核燃料物質に含まれる重金属（重量％）に対するその核燃料物質に含まれるＮｐ−２３７（重量％）の割合が５％であったので、約２０ｗｔ％になる。このため、領域１０，１１，２４，２５に存在する使用済核燃料物質に含まれるＰｕが原子炉級になる。

本実施例は、実施例１と同様に、使用済核燃料物質の再処理に要する時間を短縮することができ、燃料集合体７Ａ，８Ａを装荷した炉心の増殖比を約１．１２にすることができる。さらに、本実施例では、燃料集合体８Ａの上部燃料領域２１及び下部燃料領域２３の軸方向の長さを燃料集合体７Ａの上部燃料領域２０及び下部燃料領域２２の軸方向の長さよりも長くしているので、上部燃料領域２０，２１及び下部燃料領域２２，２３における核分裂性Ｐｕの富化度を同じにしても、上部燃料領域２１及び下部燃料領域２３に含まれる核分裂性Ｐｕの量を上部燃料領域２０及び下部燃料領域２２に含まれる核分裂性Ｐｕの量よりも多くすることができる。この結果、炉心燃料領域２Ａの半径方向の出力分布を平坦化することができる。したがって、上部燃料領域２０，２１及び下部燃料領域２２，２３における核分裂性Ｐｕの富化度を同じにすることができ、使用するＭＯＸ燃料を一種類にすることができ、ＭＯＸ燃料を用いた燃料ペレットの製造が容易になる。

本発明の他の実施例である実施例３の高速増殖炉の炉心を用いて説明する。本実施例の高速増殖炉の炉心は、実施例１の高速増殖炉の炉心１において燃料集合体７，８の上部軸方向ブランケット領域１０及び下部軸方向ブランケット領域１１での核燃料物質に含まれる重金属（重量％）に対するその核燃料物質に含まれるＮｐ−２３７（重量％）の割合の替りに、核燃料物質に含まれる重金属（重量％）に対するその核燃料物質に含まれるＭＡ（重量％）の割合を特定した構成を有する。本実施例の高速増殖炉の炉心における他の構成は高速増殖炉の炉心１と同じである。

本実施例の高速増殖炉の炉心の炉心燃料領域２に装荷された燃焼度ゼロの燃料集合体７，８では、上部軸方向ブランケット領域１０及び下部軸方向ブランケット領域１１のそれぞれにおいて劣化ウラン製の各燃料ペレット（核燃料物質）に含まれる燃料核種である重金属（重量％）に対するその核燃料物質に含まれるＭＡ（重量％）の割合が２０％である。燃焼度ゼロの燃料集合体７，８の上部軸方向ブランケット領域１０及び下部軸方向ブランケット領域１１に存在する燃料ペレットに含まれる重金属の重量割合はＵが８０ｗｔ％でＭＡが２０ｗｔ％である。Ｕの同位体割合はＵ−２３５が０．２ｗｔ％、Ｕ−２３８が９９．８ｗｔ％である。ＭＡの重量内訳は、Ｎｐ−２３７が１．２ｗｔ％、Ａｍ−２４１が１１．５ｗｔ％、Ａｍ−２４２ｍが０．４ｗｔ％、Ａｍ−２４３が３．８ｗｔ％、Ｃｍ−２４４が２．３ｗｔ％、及びＣｍ−２４５が０．８ｗｔ％である。本実施例で用いられる燃料集合体７，８の他の構成は、実施例１で用いられる燃料集合体７，８の構成と同じである。

１つの運転サイクルの期間において、本実施例の炉心１を有する高速増殖炉を運転する。その運転サイクルが終了したとき、高速増殖炉の運転が停止され、内側炉心燃料領域３内の一部の燃料集合体７及び外側炉心燃料領域４内の一部の燃料集合体８が、使用済燃料集合体として高速増殖炉から取り出される。高速増殖炉から使用済燃料集合体として取り出された各燃料集合体７，８の上部軸方向ブランケット領域１０、下部軸方向ブランケット領域１１に存在する各燃料ペレット（使用済核燃料物質）に含まれる全ＰＵ中の、Ｐｕ−２３８及びＰｕ−２４０の各割合の合計値は、燃焼度ゼロのときに領域１０，１１内のそれぞれにおいて核燃料物質に含まれる重金属（重量％）に対するその核燃料物質に含まれるＭＡ（重量％）の割合が２０％であったので、約２６ｗｔ％になる。このため、領域１０，１１に存在する使用済核燃料物質に含まれるＰｕが原子炉級になる。また、本実施例になる高速増殖炉の平衡サイクル中期における炉心の増殖比を１．０８にすることができる。このため、増殖比を、高速増殖炉の平衡期に必要な増殖比の目標値である１．０３よりも大きくすることができ、所要の増殖性能を得ることができる。

本実施例は、実施例１と同様に、使用済核燃料物質の再処理に要する時間を短縮することができ、増殖比を目標値よりも大きくすることができる。

実施例２の高速増殖炉の炉心１Ａに対しても、内側炉心燃料領域３Ａ及び外側炉心燃料領域４Ａに装荷された燃焼度ゼロの燃料集合体７Ａ，８Ａのそれぞれの上部軸方向ブランケット領域１０、下部軸方向ブランケット領域１１及び内部ブランケット領域２３，２５において、本実施例と同様に、例えば、核燃料物質に含まれる重金属（重量％）に対するその核燃料物質に含まれるＭＡ（重量％）の割合を２０％にしてもよい。これによって、実施例３の炉心１で生じる各効果を得ることができる。さらに、実施例２で生じるＭＯＸ燃料を用いた燃料ペレットの製造が容易になるという効果を得ることができる。

１，１Ａ…炉心、２，２Ａ…炉心燃料領域、３，３Ａ…内側炉心燃料領域、４，４Ａ…外側炉心燃料領域、７，７Ａ，８，８Ａ…燃料集合体、９…燃料領域、１０…上部ブランケット領域、１１…下部ブランケット領域、１２…上部ガスプレナム、１３…下部ガスプレナム、１７…制御棒集合体、２０，２１…上部燃料領域、２２，２３…下部燃料体領域、２４，２５…内部ブランケット領域。

Claims (6)

1. 複数の燃料集合体が装荷された炉心燃料領域及び前記炉心燃料領域を取り囲む遮へい体領域を有し、冷却材として液体ナトリウムが供給される高速増殖炉の炉心において、
   前記燃料集合体が、軸方向の中央部にプルトニウムを含む燃料領域を形成し、前記燃料領域の上方にブランケット燃料物質を含む第１軸方向ブランケット領域を、前記燃料領域の下方に前記ブランケット燃料物質を含む第２軸方向ブランケット領域をそれぞれ形成しており、
   燃焼度ゼロの前記燃料集合体における前記第１軸方向ブランケット領域及び前記第２軸方向ブランケット領域にそれぞれ存在する前記ブランケット燃料物質が、燃料核種である重金属としてウラン２３５，ウラン２３８及びネプチニウム２３７を含んでおり、
   燃焼度ゼロの前記燃料集合体における前記第１軸方向ブランケット領域及び前記第２軸方向ブランケット領域のそれぞれにおいて前記ウラン２３５，前記ウラン２３８及び前記ネプチニウム２３７の合計に対するそのブランケット燃料物質に含まれる前記ネプチニウム２３７の割合が３％〜１０％の範囲内にあることを特徴とする高速増殖炉の炉心。
2. 前記炉心燃料領域に装荷された前記燃料集合体が、前記燃料領域として第１燃料領域及び第２燃料領域を有し、前記第１軸方向ブランケット領域及び前記第２軸方向ブランケット領域以外のブランケット領域として前記ブランケット燃料物質を含む内部ブランケット領域を有し、
   前記燃料集合体の軸方向において、前記内部ブランケット領域が前記第１燃料領域と前記第２燃料領域の間に配置され、
   燃焼度ゼロの前記燃料集合体における前記内部ブランケット領域において前記ブランケット燃料物質に含まれる前記ウラン２３５，前記ウラン２３８及び前記ネプチニウム２３７の合計に対するそのブランケット燃料物質に含まれる前記ネプチニウム２３７の割合が３％〜１０％の範囲内にある請求項１に記載の高速増殖炉の炉心。
3. 前記炉心燃料領域が、第１炉心燃料領域及び前記第１炉心燃料領域を取り囲む第２炉心燃料領域を含んでおり、
   前記第２炉心燃料領域に装荷された燃焼度ゼロの前記燃料集合体の前記燃料領域のプルトニウムの富化度が、前記第１炉心燃料領域に装荷された燃焼度ゼロの前記燃料集合体の前記燃料領域のプルトニウムの富化度よりも高い請求項１に記載の高速増殖炉の炉心。
4. 前記炉心燃料領域が、第１炉心燃料領域及び前記第１炉心燃料領域を取り囲む第２炉心燃料領域を含んでおり、
   前記第２炉心燃料領域に装荷された前記燃料集合体の前記第１燃料領域の軸方向の長さが、前記第１炉心燃料領域に装荷された前記燃料集合体の前記第１燃料領域の軸方向の長さよりも長く、前記第２炉心燃料領域に装荷された前記燃料集合体の前記第２燃料領域の軸方向の長さが、前記第１炉心燃料領域に装荷された前記燃料集合体の前記第２燃料領域の軸方向の長さよりも長い請求項２に記載の高速増殖炉の炉心。
5. 軸方向の中央部にプルトニウムを含む燃料領域を形成し、前記燃料領域の上方にブランケット燃料物質を含む第１軸方向ブランケット領域を、前記燃料領域の下方に前記ブランケット燃料物質を含む第２軸方向ブランケット領域をそれぞれ形成しており、冷却材として液体ナトリウムが供給され、
   燃焼度ゼロの状態で、前記第１軸方向ブランケット領域及び前記第２軸方向ブランケット領域のそれぞれ存在する前記ブランケット燃料物質が、燃料核種である重金属としてウラン２３５，ウラン２３８及びネプチニウム２３７を含んでおり、
   燃焼度ゼロの状態で、前記第１軸方向ブランケット領域及び前記第２軸方向ブランケット領域のそれぞれにおいて前記ウラン２３５，前記ウラン２３８及び前記ネプチニウム２３７の合計に対するそのブランケット燃料物質に含まれる前記ネプチニウム２３７の割合が３％〜１０％の範囲内にあることを特徴とする高速増殖炉用燃料集合体。
6. 前記燃料領域として第１燃料領域及び第２燃料領域を有し、前記第１軸方向ブランケット領域及び前記第２軸方向ブランケット領域以外のブランケット領域として前記ブランケット燃料物質を含む内部ブランケット領域を有し、
   前記燃料集合体の軸方向において、前記内部ブランケット領域が前記第１燃料領域と前記第２燃料領域の間に配置され、
   燃焼度ゼロの状態で、前記内部ブランケット領域において前記ブランケット燃料物質に含まれる前記ウラン２３５，前記ウラン２３８及び前記ネプチニウム２３７の合計に対するそのブランケット燃料物質に含まれる前記ネプチニウム２３７の割合が３％〜１０％の範囲内にある請求項５に記載の高速増殖炉用燃料集合体。

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