JP5749597B2 - 高速増殖炉の炉心 - Google Patents

Description

本発明は、高速増殖炉の炉心に関する。

高速増殖炉の炉心および燃料集合体は、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）およびＪＡＥＡ−Ｅｖａｌｕａｔｉｏｎ ２００９−００３，ｐ．３７および４３，２００９年に記載されている。高速増殖炉（ＦＢＲ：Fast Breeder reactor）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、および燃料棒束の下方に位置する中性子遮蔽体および冷却材流入部（エントランスノズル）を備えている。

ＦＢＲの炉心には、上記した複数の燃料集合体が装荷される。ＦＢＲの標準的な均質炉心は、内側炉心燃料領域およ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、および炉心燃料領域、具体的には外側炉心燃料領域を取り囲む半径方向ブランケット領域を有する。外側炉心燃料領域に装荷された外側炉心燃料集合体におけるＰｕ富化度が内側炉心燃料領域に装荷された内側炉心燃料集合体におけるＰｕ富化度よりも高くなっている。これにより、炉心燃料領域における半径方向の出力分布が平坦化される。

内側および外側燃料集合体のそれぞれに含まれる核燃料物質の形態としては、これ迄、金属燃料、窒化物燃料、および酸化物燃料等が検討されている。これらの核燃料物質のうち、酸化物燃料が最も実績が豊富である。内側および外側燃料集合体のそれぞれに用いられる燃料棒は、軸方向の中央部に形成された燃料領域、およびこの燃料領域の上方および下方にそれぞれ形成された軸方向ブランケット領域を有する。燃料領域は、燃料棒軸方向における長さが８０〜１００ｃｍ程度であり、Ｐｕおよび劣化ウランの酸化物を混合した混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）で作られた複数の燃料ペレットを充填している。軸方向ブランケット領域は、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を充填している。内側炉心燃料領域および外側炉心燃料領域を含む炉心燃料領域は、炉心の軸方向および半径方向において、前述したＭＯＸ燃料で作られた多数の燃料ペレットを配置している領域である。

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および軸方向ブランケット領域では、炉心燃料領域においてＭＯＸ燃料に含まれる核分裂性物質（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、核分裂性核種であるＰｕ−２３９が生成される。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。

ＦＢＲの起動時および停止時、およ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、横断面が正六角形である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および複数の後備炉停止系制御棒が独立して設けられる。主炉停止系制御棒および後備炉停止系制御棒のいずれか一方のみで、ＦＢＲ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。

M. 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（以下、ＭＡという）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２０％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。他方、B.Pellaudは、「Proliferation aspects of plutonium recycling」, C. R. Physique 3, pp.1067-1079, (2002)において、Ｐｕ−２４０の割合が１８％以上である核燃料物質を原子炉級Ｐｕであると定義としている。

一般に、ＦＢＲの炉心内の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、ボイド反応度およびドップラー係数などの炉心の安全性に係わる反応度係数が変化する。「総説 分離変換工学」（分離変換工学専門委員会 社団法人日本原子力学会、２００４年２月）のｐ．３−５の図３．１．９に、高速炉の炉心燃料領域に装荷される燃料集合体に含まれる核燃料物質にＭＡを添加した場合の、ＭＡ添加率とＮａボイド反応度の関係が示されている。この図より、ＭＡ添加率の増大に伴い、ボイド反応度が増大する事が分かる。

他方、軽水炉から高速炉への移行期には、軽水炉の使用済核燃料物質を再処理して得られるＰｕを使用するＦＢＲが導入される。我が国の標準的なシナリオでは、ＦＢＲの導入は２０５０年頃に開始され、約６０年の間に、全ての軽水炉をＦＢＲに置き換えると考えられている。K.FUJIMURA等の「Minor Actinides-Loaded FBR Core Concept Suitable for the Introductory Period in Japan」,Journal of Power and Energy Systems, Vol.3, No.1,pp.136-145, (2009)のＦｉｇ．５に、種々の軽水炉の使用済核燃料物質のＰｕおよびＭＡを合計した超ウラン元素（ＴＲＵ：Transuranic elements）の燃料組成が示されている。同図より、ＵＯ_２燃料の場合には、燃焼度が大きいほど、またＵＯ_２燃料よりもＭＯＸ燃料の方が、ＭＡの混入割合が多く、逆に核分裂性Ｐｕの割合が小さいことが分かる。ＴＲＵを高速炉の核燃料として使用する場合、核分裂性ＰｕがＰｕ全体に占める重量割合が小さいと、添加すべきＴＲＵの重量割合（＝ＴＲＵ富化度）が増加するので、ＭＡの混入割合が更に大きくなる。

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 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) 「総説 分離変換工学」、分離変換工学専門委員会 社団法人日本原子力学会、ｐｐ．３−４〜３−５、２００４年２月 K. FUJIMURA, et. al., "Minor Actinides-Loaded FBR Core Concept Suitable for the Introductory Period in Japan", Journal of Power and Energy Systems, Vol.3, No.1, pp.136-145, (2009)

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日に記載された標準的なＦＢＲの均質炉心では、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において、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核燃料集合体に存在する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、使用済核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。この核燃料物質を、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。

ＦＢＲの炉心燃料領域から取り出された使用済核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（奇数核種）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。

他方、K. FUJIMURA, et. al., “Minor Actinides-Loaded FBR Core Concept Suitable for the Introductory Period in Japan”, Journal of Power and Energy Systems, Vol.3, No.1, pp.136-145, (2009)に記載されるように、軽水炉では、特に、ＭＯＸ燃料を装荷する原子炉において燃焼度が高い場合、ＭＡを含むＴＲＵ中に占める核分裂性Ｐｕの割合が５０％程度と低く、かつＭＡの割合が高くなる。この様なＴＲＵを炉心燃料領域に装荷される燃料集合体内の核燃料物質に含有させると、この燃料集合体に含まれる核燃料物質中のＭＡの割合が高くなるので、「総説 分離変換工学」、分離変換工学専門委員会 社団法人日本原子力学会、ｐｐ．３−４〜３−５、２００４年２月に記載されるように、ボイド反応度の絶対値が増加する。従って、燃料有効長の長さを短くする等のボイド反応度低減策が必要となるが、炉心直径の増大などコスト上昇要因となる。その他に、上記の様なＴＲＵを、軽水炉の使用済核燃料物質であるＵＯ_２を含む使用済核燃料物質の再処理で得られるＴＲＵと混合してＦＢＲの核燃料物質として用いる方法があるが、これもコスト上昇要因となる。

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を提供することにある。

複数の内側炉心燃料集合体が装荷された内側炉心燃料領域と、内側炉心燃料領域を取り囲み、複数の外側炉心燃料集合体が装荷された外側炉心燃料領域と、外側炉心燃料領域を取り囲み、軽水炉の炉心に装荷されて混合酸化物燃料を含む燃料集合体の使用済燃料集合体であって取り出し燃焼度が３３ＧＷｄ／ｔ〜６０ＧＷｄ／ｔの範囲内にあるその使用済燃料集合体における使用済燃料物質を再処理して得られたプルトニウムおよびマイナーアクチニドを含む超ウラン元素、および回収ウランを含む核燃料物質を有するブランケット燃料集合体が装荷された半径方向ブランケット領域とを備え、
炉心に４サイクル滞在してこの炉心から取り出される前記ブランケット燃料集合体の、全プルトニウム中のＰｕ−２３８およびＰｕ−２４０のそれぞれの割合の合計が１８重量％以上になることにある。

高速増殖炉の炉心内の炉心燃料領域に装荷する燃料集合体に用いることができない、混合酸化物燃料を含む燃料集合体の使用済燃料集合体における使用済燃料物質を再処理して得られたプルトニウムおよびマイナーアクチニドを含む超ウラン元素をブランケット燃料として有効に利用することができる。また、その使用済燃料物質を再処理して得られたプルトニウムおよびマイナーアクチニドを含む超ウラン元素、および回収ウランを含む核燃料物質を有するブランケット燃料集合体を、高速増殖炉の炉心の半径方向ブランケット領域に装荷するので、このブランケット燃料集合体が使用済燃料集合体として炉心から取り出されたとき、この使用済ブランケット燃料集合体に含まれる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。

好ましくは、ブランケット燃料集合体に含まれる核燃料物質が、その再処理において、使用済燃料燃料集合体に含まれる燃料棒の被覆管への熱負荷による脱被覆、揮発性核分裂生成物の分離、および燃料棒内の使用済ペレット燃料の粉末化の各工程を経て生成された粉末状の核燃料物質であり、ブランケット燃料集合体に含まれる燃料棒が粉末状の核燃料物質を燃料棒の被覆管内に振動充填することにより製造された燃料棒であることが望ましい。それにより、再処理工程での臨界の可能性が低くなり、再処理工程を簡素化することができる。

好ましくは、ブランケット燃料集合体に含まれる核燃料物質が、使用済燃料集合体における使用済燃料物質中の重金属重量に対するＰｕの重量割合が３．３％以上になっている使用済核燃料物質のその再処理によって得られた核燃料物質であることが望ましい。

本発明によれば、使用済ブランケット燃料集合体に含まれる核燃料物質が原子炉級になるため、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の１／２の縦断面図である。 図１に示す高速増殖炉の炉心の１／４での横断面図である。 図１に示す高速増殖炉の炉心の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の横断面図である。 全Ｐｕに示すＰｕ−２３８およびＰｕ−２４０の各割合の合計と半径方向ブランケット領域に装荷される燃料集合体の炉内滞在サイクル数との関係を示す特性図である。 ブランケット使用済核燃料物質に含まれるＰｕの組成に基づく原子炉級のＰｕの指標と、ブランケット核燃料物質の重金属に対するＰｕの重量割合との関係を示す特性図である。

本発明の実施例を以下に説明する。

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、図２および図３を用いて説明する。

本実施例の高速増殖炉の炉心１は、炉心中心から外側に向かって順番に配置された、内側炉心燃料領域２、外側炉心燃料領域３、半径方向ブランケット領域６および遮へい体領域７を有する。内側炉心燃料領域２が炉心１の中央部に配置され、外側炉心燃料領域３が内側炉心燃料領域２を取り囲んでいる。炉心１の炉心燃料領域が内側炉心燃料領域２および外側炉心燃料領域３を含んでいる。半径方向ブランケット領域６が外側炉心燃料領域３を取り囲み、遮へい体領域７が半径方向ブランケット領域６を取り囲んでいる。炉心１は、さらに、内側炉心燃料領域２および外側炉心燃料領域３の上方および下方にそれぞれ配置された上部ブランケット領域４及び下部ブランケット領域５を有する。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。

図２は、高速増殖炉の炉心１の１／４横断面を示している。複数の内側炉心燃料集合体１１が内側炉心燃料領域２に装荷され、複数の外側炉心燃料集合体１２が外側炉心燃料領域３に装荷される。内側炉心燃料集合体１１および外側炉心燃料集合体１２は、それぞれ複数の燃料棒を有しており、これらの燃料棒には、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充填されている。複数のブランケット燃料集合体１３が半径方向ブランケット領域６に装荷される。複数の遮へい体１４が遮へい体領域７に配置される。各遮へい体１４の横断面は、後述するブランケット燃料集合体１３と同様に、正六角形になっている。

さらに、炭化ホウ素を充填した複数の制御棒集合体１５が、内側炉心燃料領域２で内側炉心燃料集合体１１の間に配置される。これらの制御棒集合体１５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。

ブランケット燃料集合体１３は、図３に示すように、複数のブランケット燃料棒１７および横断面が正六角形のステンレス鋼製の筒状体であるラッパ管１８を有する。複数のブランケット燃料棒１７はラッパ管１８内で正三角形格子に配列されている。このブランケット燃料棒１７は、混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）を含む燃料集合体を炉心に装荷して運転された軽水炉から取り出された、混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）を含む燃料集合体の使用済燃料集合体における使用済燃料物質を再処理して得られたプルトニウム（Ｐｕ）およびマイナーアクチニド（ＭＡ）を含む超ウラン元素（ＴＲＵ）、および回収ウラン（Ｕ）を含む核燃料物質を内部に充填している。

内側炉心燃料集合体１１および外側炉心燃料集合体１２も、燃料棒１７内に充填される核燃料物質は異なっているが、ブランケット燃料集合体１３と同様に、横断面が正六角形のステンレス鋼製の筒状体であるラッパ管１８、およびラッパ管１８内に正三角形格子に配列された複数の燃料棒を有している。内側炉心燃料集合体１１および外側炉心燃料集合体１２の各燃料棒は、核燃料物質として、酸化ウラン（ＵＯ_２）燃料を含む燃料集合体を炉心に装荷して運転された軽水炉から取り出された、酸化ウラン（ＵＯ_２）燃料を含む燃料集合体の使用済燃料集合体における使用済燃料物質を再処理して得られたＰｕもしくはＴＲＵ、および劣化Ｕの酸化物を含む核燃料物質を含んでいる。外側炉心燃料集合体１２における核分裂性Ｐｕ（例えば、Ｐｕ−２３９）の富化度は、内側炉心燃料集合体１１における核分裂性Ｐｕ（例えば、Ｐｕ−２３９）の富化度よりも大きくなっている。

ここで、全Ｐｕに示すＰｕ−２３８およびＰｕ−２４０の各割合の合計と半径方向ブランケット領域に装荷される燃料集合体の炉内滞在サイクル数との関係を、図４を用いて説明する。図４は、本実施例の高速増殖炉の炉心１の半径方向ブランケット領域６に装荷されたブランケット燃料集合体１３の炉内滞在サイクル数と、「Proliferation aspects of plutonium recycling」, C. R. Physique 3, pp.1067-1079 (2002)においてB. Pellaudが原子炉級のＰｕ組成の判定条件の指標とした「全Ｐｕ中におけるＰｕ−２４０の割合（以下、指標１という）」（１８％以上が原子炉級となる条件）を参考に、発明者らがＰｕ−２４０と比べて単位重量あたりの自発核分裂率および崩壊熱がいずれも大きくなるＰｕ−２３８も考慮して、新たに設定した指標、「全Ｐｕ中の、Ｐｕ−２３８およびＰｕ−２４０の各割合の合計（以下、指標２という）」との関係を示している。

本実施例において、Pellaudの指標１に対して新たな指標２を用いる理由を以下に述べる。Ｐｕの自発核分裂および崩壊熱が大きいほど、再処理で得られたＰｕを含む核燃料物質の兵器への転用性は低くなる。表１に、上記の指標１および２に係るＰｕ同位体の自発核分裂率および崩壊熱を示す。

上記の指標１および２で自発核分裂率および崩壊熱の大小の関係について検討する。指標１に関しては全Ｐｕ中におけるＰｕ−２４０の割合である１８％が、指標２に関しては全Ｐｕ中におけるＰｕ−２３８およびＰｕ−２４０のそれぞれの割合の合計である１８％が、それぞれＰｕ組成が原子炉級となる判定条件である。指標２については、Ｐｕ−２３８の割合をＸ％、およびＰｕ−２４０の割合を（１８−Ｘ）％とする。この時、指標１に対する自発核分裂率ＳＦ_１は（０．９×１０^６）×０．１８となり、指標２に対する自発核分裂率ＳＦ_２は（２．６×１０^６）×Ｘ／１００＋（０．９×１０^６）×（０．１８−Ｘ／１００）となる。

したがって、ＳＦ_２−ＳＦ_１＝（２．６×１０^６）×Ｘ／１００＋（０．９×１０^６）×（０．１８−Ｘ／１００）−（０．９×１０^６）×０．１８＝（２．６−０．９×）１０^６×Ｘ／１００となり、ＳＦ_２−ＳＦ_１は０よりも大きくなる。ゆえに、指標２を用いる方が指標１を用いる場合よりも自発核分裂率が大きくなり、指標２は兵器転用性の観点からは保守的な指標であると言える。

同様に、指標１に対する崩壊熱ＤＨ_１は６．８×０．１８となり、指標２に対する崩壊熱ＤＨ_２は５６０×Ｘ／１００＋（６．８）×（０．１８−Ｘ／１００）となる。

したがって、ＤＨ_２−ＤＨ_１＝５６０×Ｘ／１００＋（６．８）×（０．１８−Ｘ／１００）−６．８×０．１８＝（５６０−６．８）×Ｘ／１００＝５５３．２×Ｘ／１００となり、ＤＨ_２−ＤＨ_１は０よりもおおきくなる。ゆえに、指標２を用いる方が指標１を用いる場合よりも崩壊熱が大きくなり、崩壊熱においても、指標２は兵器転用性の観点からは保守的な指標であると言える。

以上の説明により、自発核分裂率および崩壊熱いずれの観点からも、新たな指標２の方が指標１よりも保守的な指標であると言える。

本実施例の高速増殖炉の炉心１では、内側炉心燃料集合体１１、外側炉心燃料集合体１２およびブランケット燃料集合体１３は、炉心１に装荷されてから炉心１内に４サイクル滞在した後に、炉心１から取り出される。図４において、特性４４は、ＵＯ_２燃料を含む燃料集合体を炉心に装荷して運転された軽水炉から取り出された、ＵＯ_２燃料を含む燃料集合体の使用済燃料集合体における使用済燃料物質を再処理して得られたＴＲＵおよび劣化Ｕの酸化物を核燃料物質として含有するブランケット燃料集合体に対する解析結果を示し、特性４５は、ＭＯＸ燃料を含む燃料集合体を炉心に装荷して運転された軽水炉から取り出された、ＭＯＸ燃料を含む燃料集合体の使用済燃料集合体における使用済燃料物質を再処理して得られたＴＲＵと劣化Ｕの酸化物を核燃料物質として含有するブランケット燃料集合体に対する解析結果を示している。さらに、図４に示された特性４５−１は軽水炉の取出し燃焼度が３３ＧＷｄ／ｔの場合の解析結果、特性４５−２は軽水炉の取出し燃焼度が４５ＧＷｄ／ｔの場合の解析結果、および特性４５−３は軽水炉の取出し燃焼度が６０ＧＷｄ／ｔの場合の解析結果を示している。また、図４に記載された一点鎖線４６は、指標２の値が１８％の線である。

本実施例によれば、半径方向ブランケット領域６に装荷されるブランケット燃料集合体１３に、ＭＯＸ燃料を含む燃料集合体を炉心に装荷して運転された軽水炉から取り出された、ＭＯＸ燃料を含む燃料集合体の使用済燃料集合体における使用済燃料物質を再処理して得られたＴＲＵ、および回収Ｕの酸化物を含む核燃料物質を用いるので、図４から明らかであるように、４サイクル経過後に炉心１から取り出された使用済みのブランケット燃料集合体１３内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。このため、使用済みのブランケット燃料集合体１３内の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。また、炉心１内の炉心燃料領域に装荷する内側炉心燃料集合体１１および外側炉心燃料集合体１２の核燃料物質として用いることができない、ＭＯＸ燃料を含む燃料集合体の使用済燃料集合体における使用済燃料物質を再処理して得られたＴＲＵを、ブランケット燃料として有効に利用することができる。

さらに、炉心１の炉心燃料領域に装荷される内側炉心燃料集合体１１および外側炉心燃料集合体１２に、核燃料物質として、ＵＯ_２燃料を含む燃料集合体を炉心に装荷して運転された軽水炉から取り出された、ＵＯ_２燃料を含む燃料集合体の使用済燃料集合体における使用済燃料物質を再処理して得られたＰｕもしくはＴＲＵ、および劣化Ｕの酸化物を含む核燃料物質を用いることによって、炉心１のボイド反応度を６＄以下にすることができ、万が一の炉心損傷を想定した場合においても、炉心１の安全性を十分確保することができる。かつ、本実施例の炉心１では、大部分が劣化ウランの酸化物であるＵＯ_２燃料を半径方向ブランケット領域６に装荷することによって、平衡サイクル中期における増殖比約１．２を達成できる。

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以下に説明する。本実施例の高速増殖炉の炉心は、実施例１の炉心１において、ブランケット燃料集合体１３の各燃料棒１７内に充填する核燃料物質をペレットではなく、粉末状にした構成を有する。本実施例の高速増殖炉の炉心の他の構成は実施例１の炉心１の構成と同じである。

ＭＯＸ燃料を含む燃料集合体を炉心に装荷して運転された軽水炉から取り出された、ＭＯＸ燃料を含む燃料集合体の使用済燃料集合体におけるペレット状の使用済燃料物質を再処理する際に、この使用済核燃料物質を燃料棒内に装填した状態で、燃料棒内のペレット状の使用済核燃料物質が酸化しやすいように、燃料棒の被覆管をせん断し、もしくはその被覆管に穴を開けて、その後、この被覆管を加熱することにより内部に存在するそのペレット状の使用済核燃料物質を高温で酸化させ、ペレット状の使用済核燃料物質に含まれるＵＯ_２がＵ_３Ｏ_８へ転換する過程で、被覆管の加熱によって被覆管内の燃料ペレットが熱膨張しこの燃料ペレットの体積増加に伴って発生する引っ張り応力を利用して被覆管を破壊し、脱被覆を行う。本実施例では、このように加熱により被覆管に熱負荷が加えられて脱被覆が行われる。併せて、ペレット状の使用済核燃料物質の粉体化、およびよう素（Ｉ）およびキセノン（Ｘｅ）等の揮発性核分裂生成物（ＦＰ）分離を行い、残りのＦＰを内包するＵ_３Ｏ_８を水素添加雰囲気での還元によってＵＯ_２に戻した後、粉末状にする。生成された粉末状の核燃料物質を被覆管内に振動充填して他数本の燃料棒を製造する。これらの燃料棒を用いてブランケット燃料集合体１３を製造し、製造された複数のブランケット燃料集合体１３が、本実施例の高速増殖炉の炉心の半径方向ブランケット領域に装荷される。

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で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例の高速増殖炉の炉心の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１３に用いられる燃料棒は、被覆管内に粉末状の核燃料物質を振動充填して製造されるので、上記した粉末状の核燃料物質を得るための再処理工程は、実施例１に用いられるブランケット燃料集合体１３の燃料棒内に充填する燃料ペレットの製造に使用される核燃料物質を得るための再処理工程に比べて、再処理工程での臨界の可能性が低くなり、再処理工程を簡素化することができる。ちなみに、実施例１に用いられるブランケット燃料集合体１３の燃料棒内に充填する燃料ペレットの製造に使用される核燃料物質を得るための再処理工程は、ＭＯＸ燃料を含む燃料集合体を炉心に装荷して運転された軽水炉から取り出された、ＭＯＸ燃料を含む燃料集合体の使用済燃料集合体における使用済燃料物質を硝酸で溶かしてＰｕおよびＴＲＵを抽出する必要がある。また、表２に示すように、固体ＦＰがブランケット燃料集合体１３内の粉末状の核燃料物質に含まれたまま、炉心内で中性子の照射を受けるので、テクネチウム９９（Ｔｃ−９９）およびセシウム１３５（Ｃｓ−１３５）等の長半減期ＦＰを炉心内で消滅させることができる。

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、図５を用いて説明する。本実施例の高速増殖炉の炉心は、半径方向ブランケット領域６に装荷されるブランケット燃料集合体１３の燃料棒内に充填される核燃料物質として、ＭＯＸ燃料を含む燃料集合体を炉心に装荷して運転された軽水炉から取り出された、ＭＯＸ燃料を含む燃料集合体の使用済燃料集合体における使用済燃料物質を再処理して得られたＴＲＵと劣化Ｕの酸化物を含む核燃料物質を用いている。この使用済核燃料物質は、使用済核燃料物質中の重金属重量に対するＰｕの重量割合が３．３％以上になっている。本実施例の高速増殖炉の炉心の他の構成は、実施例１における高速増殖炉の炉心１の構成と同じである。

図５に示された特性５４は、使用済のブランケット燃料集合体１３内の使用済核燃料物質に含まれるＰｕの組成に基づく原子炉級Ｐｕの指標２と、炉心へ装荷する時点におけるブランケット燃料集合体に含まれる核燃料物質における重金属に対するＰｕの重量割合との関係を示したものである。特性５４は解析結果である。

特性５４に基づいて、ブランケット燃料集合体に含まれる核燃料物質における重金属に対するＰｕの重量割合が大きい程、原子炉級Ｐｕの指標２が大きくなり、Ｐｕ重量割合が３．３％以上になると、原子炉級Ｐｕの指標２が１８％以上となり、原子炉級Ｐｕとなる条件を満足できることが分かる。

従って、ＭＯＸ燃料を含む燃料集合体の使用済燃料集合体における使用済燃料物質中の重金属重量に対するＰｕの重量割合が３．３％以上になっている使用済核燃料物質の再処理によって得られる核燃料物質を含むブランケット燃料集合体１３を、半径ブランケット領域６に装荷して本実施例の高速増殖炉の炉心を構成することによって、このブランケット燃料集合体１３を炉心に装荷してから４サイクルが経過した後に炉心から取り出された使用済ブランケット燃料集合体１３内の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。

１…炉心、２…内側炉心燃料領域、３…外側炉心燃料領域、４…上部ブランケット燃料領域、５…下部ブランケット燃料領域、６…半径方向ブランケット領域、７…遮へい体領域、１１…内側炉心燃料集合体、１２…外側炉心燃料集合体、１３…ブランケット燃料集合体、１４…遮へい体、１７…ブランケット燃料棒、１８…ラッパ管。

Claims (3)

1. 複数の内側炉心燃料集合体が装荷された内側炉心燃料領域と、前記内側炉心燃料領域を取り囲み、複数の外側炉心燃料集合体が装荷された外側炉心燃料領域と、前記外側炉心燃料領域を取り囲み、軽水炉の炉心に装荷されて混合酸化物燃料を含む燃料集合体の使用済燃料集合体であって取り出し燃焼度が３３ＧＷｄ／ｔ〜６０ＧＷｄ／ｔの範囲内にある前記使用済燃料集合体における使用済燃料物質を再処理して得られたプルトニウムおよびマイナーアクチニドを含む超ウラン元素、および回収ウランを含む核燃料物質を有するブランケット燃料集合体が装荷された半径方向ブランケット領域とを備え、
   前記炉心に４サイクル滞在して前記炉心から取り出される前記ブランケット燃料集合体の、全プルトニウム中のＰｕ−２３８およびＰｕ−２４０のそれぞれの割合の合計が１８重量％以上になることを特徴とする高速増殖炉の炉心。
2. 前記ブランケット燃料集合体に含まれる前記核燃料物質が、前記再処理において、前記使用済燃料燃料集合体に含まれる燃料棒の被覆管への熱負荷による脱被覆、揮発性核分裂生成物の分離、および前記燃料棒内の使用済ペレット燃料の粉末化の各工程を経て生成された粉末状の核燃料物質であり、前記ブランケット燃料集合体に含まれる燃料棒が前記粉末状の核燃料物質を前記燃料棒の被覆管内に振動充填することにより製造された燃料棒である請求項１に記載の高速増殖炉の炉心。
3. 前記ブランケット燃料集合体に含まれる前記核燃料物質が、前記使用済燃料集合体における前記使用済燃料物質中の重金属重量に対するＰｕの重量割合が３．３％以上になっている前記使用済核燃料物質の前記再処理によって得られた核燃料物質である請求項１に記載の高速増殖炉の炉心。

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