JPH02184792A - 原子炉の炉心 - Google Patents
原子炉の炉心Info
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- JPH02184792A JPH02184792A JP1002727A JP272789A JPH02184792A JP H02184792 A JPH02184792 A JP H02184792A JP 1002727 A JP1002727 A JP 1002727A JP 272789 A JP272789 A JP 272789A JP H02184792 A JPH02184792 A JP H02184792A
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Classifications
-
- 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
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、超ウラン元素を消滅するのに好適な原子炉の
炉心に関する。
炉心に関する。
高レベル放射性廃棄物はガラス固化体などの形で地層処
分されることになっているが、超ウラン元素（ＴＲＵ）
は百万年程度の隔離が必要であるため、その短縮化技術
が要請されている。この短縮化技術として、原子炉を利
用した核分裂による核種変換技術がある。ＴＲＵは、原
子炉の従来の燃料中に混在させるか、炉心燃料として装
荷され、半減期−千年程度の核分裂生成物に核変換され
る。
分されることになっているが、超ウラン元素（ＴＲＵ）
は百万年程度の隔離が必要であるため、その短縮化技術
が要請されている。この短縮化技術として、原子炉を利
用した核分裂による核種変換技術がある。ＴＲＵは、原
子炉の従来の燃料中に混在させるか、炉心燃料として装
荷され、半減期−千年程度の核分裂生成物に核変換され
る。
なお、この種の装置として特開昭６２−８９８号公報が
挙げられる。
挙げられる。
上記従来技術は、出力分布及び中性子束分布の平坦性の
点について考慮されておらず、ＴＲＵの消滅効率に関し
て問題があった。
点について考慮されておらず、ＴＲＵの消滅効率に関し
て問題があった。
本発明の目的は、出力分布、及び、中性子束分布を平坦
化し、ＴＲＵを効率良く消滅する原子炉の炉心を提供す
ることにある。
化し、ＴＲＵを効率良く消滅する原子炉の炉心を提供す
ることにある。
上記目的は、ＴＲＵの燃料物質として装荷した原子炉の
炉心において、ＴＲＵであるアメリシウム、もしくは、
キユーリウムの組成割合を炉心中央部よりも炉心周辺部
で多くなるように構成することで達成される。
炉心において、ＴＲＵであるアメリシウム、もしくは、
キユーリウムの組成割合を炉心中央部よりも炉心周辺部
で多くなるように構成することで達成される。
ＴＲＵ中に含まれるアメリシウム、もしくは。
キユーリウムの各同位体元素の中性子核分裂断面積は、
ネプチニウム２３７の同断面精に比し、高速中性子に対
し大きな断面積をもつ。従って、ＴＲＵで構成した炉心
において、アメリシウム、もしくは、キユーリウムの組
成割合を多くした領域では、中性子による核分裂反応率
が高くなり。
ネプチニウム２３７の同断面精に比し、高速中性子に対
し大きな断面積をもつ。従って、ＴＲＵで構成した炉心
において、アメリシウム、もしくは、キユーリウムの組
成割合を多くした領域では、中性子による核分裂反応率
が高くなり。
出力密度及び中性子束レベルも増加する。
これを利用し、アメリシウム、もしくは、キユーリウム
の燃料内組成割合を、炉心中央の中性子束レベルの高い
領域で少なく、炉心周辺の中性子束レベルの低い領域で
多く装荷することで、出力密度、及び、中性子束分布を
平坦化することができる。
の燃料内組成割合を、炉心中央の中性子束レベルの高い
領域で少なく、炉心周辺の中性子束レベルの低い領域で
多く装荷することで、出力密度、及び、中性子束分布を
平坦化することができる。
以下、本発明を実施例により説明する。なお。
対象とする原子炉の炉心は、原子炉の使用済燃料から取
出した超ウラン元素ネプチニウム、プルトニウム、アメ
リシウム、キユーリウムの混合酸化物をもつ燃料、冷却
材として液体ナトリウムを用いた場合のものである。上
記以外の燃料、冷却材を使用した場合にも本発明を適用
することは可能である。
出した超ウラン元素ネプチニウム、プルトニウム、アメ
リシウム、キユーリウムの混合酸化物をもつ燃料、冷却
材として液体ナトリウムを用いた場合のものである。上
記以外の燃料、冷却材を使用した場合にも本発明を適用
することは可能である。
本発明の原子炉の炉心の第一の実施例を示す炉心垂直断
面図を第１図に示す。第１図において、円柱状の炉心領
域１にはアメリシウム（Ａ ｍ ）またはキユーリウム
（Ｃｍ ）の組成割合を低くした燃料、炉心領域１の周
囲の領域２にはＡｍ、または、Ｃｍの組成割合を高めた
燃料を装荷する。
面図を第１図に示す。第１図において、円柱状の炉心領
域１にはアメリシウム（Ａ ｍ ）またはキユーリウム
（Ｃｍ ）の組成割合を低くした燃料、炉心領域１の周
囲の領域２にはＡｍ、または、Ｃｍの組成割合を高めた
燃料を装荷する。
次に、このような炉心の構成に基づく効果を説明する。
第２図は、本発明の原子炉の炉心の径方向の出力分布を
示したものである。図の破線は、ＴＲＵの組成割合が同
一の燃料のみで炉心を構成した従来の炉心の出力分布を
示す。本発明では、出力ビーキングが低下しく本例で約
２０％）、出力分布が平坦化されている。同様に、中性
子束分布も平坦化される。
示したものである。図の破線は、ＴＲＵの組成割合が同
一の燃料のみで炉心を構成した従来の炉心の出力分布を
示す。本発明では、出力ビーキングが低下しく本例で約
２０％）、出力分布が平坦化されている。同様に、中性
子束分布も平坦化される。
次に、本発明の他の実施例について説明する。
第３図は第二の実施例の炉心垂直断面図を示す。
ＡｍまたはＣｍの低富化度領域を炉心中央の燃料集合体
に、高富化度領域を径方向炉心外側の燃料集合体とする
。出力分布の平坦化は径方向のみであるが、燃料集合体
の燃料組成を単一にすることができ、燃料集合体製造コ
ストが低減できる。
に、高富化度領域を径方向炉心外側の燃料集合体とする
。出力分布の平坦化は径方向のみであるが、燃料集合体
の燃料組成を単一にすることができ、燃料集合体製造コ
ストが低減できる。
第４図は第三の実施例の炉心垂直断面図を示す。
各燃料集合体の軸方向の中央に、Ａｍ、または、Ｃｍの
低富化度領域を、内外側領域に高富化度領域を配置する
。軸方向の出力分布が平坦化でき、かつ、一種類の燃料
集合体（燃料ピン）の製造のみで良く、第一の実施例の
比し、燃料集合体コス１−が低減できる。
低富化度領域を、内外側領域に高富化度領域を配置する
。軸方向の出力分布が平坦化でき、かつ、一種類の燃料
集合体（燃料ピン）の製造のみで良く、第一の実施例の
比し、燃料集合体コス１−が低減できる。
本発明によれば、超ウラン元素を消滅するための原子炉
炉心の出力分布と中性子束分布を平坦化できるので、（
１）同−熱制限内でより高い中性子束レベル、（２）燃
料の最大中性子照射量の低減に伴う運転期間の増大、が
実現でき、また、ＴＲＵの消滅速度の増大、消滅量の増
加の効果がある。
炉心の出力分布と中性子束分布を平坦化できるので、（
１）同−熱制限内でより高い中性子束レベル、（２）燃
料の最大中性子照射量の低減に伴う運転期間の増大、が
実現でき、また、ＴＲＵの消滅速度の増大、消滅量の増
加の効果がある。
第１図は本発明の原子炉の炉心の垂直断面図、第２図は
径方向の出力分布図、第３図は本発明の第二の実施例の
炉心の垂直断面図、第４図は本発明の第三の実施例の炉
心の垂直断面図である。 １・・・ＡｍまたはＣｍの低富化度領域、２・・・Ａｒ
ｎまたはＣｍの高富化度領域。 第 図 第２因 餐方句、距銀（ａ灯値ン 第 図 弔 図
径方向の出力分布図、第３図は本発明の第二の実施例の
炉心の垂直断面図、第４図は本発明の第三の実施例の炉
心の垂直断面図である。 １・・・ＡｍまたはＣｍの低富化度領域、２・・・Ａｒ
ｎまたはＣｍの高富化度領域。 第 図 第２因 餐方句、距銀（ａ灯値ン 第 図 弔 図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、超ウラン元素を主要燃料物質とする原子炉の炉心に
おいて、 アメリシウムもしくはキユーリウムの組成割合を前記炉
心の中央部よりも前記炉心の周辺部で多くなるように構
成したことを特徴とする原子炉の炉心。 ２、前記超ウラン元素として、前記原子炉の使用済燃料
から取出された高レベル放射能廃棄物であるネプチニウ
ム、プルトニウム、アメリシウム、キユーリウムを使用
することを特徴とする特許請求項第１項記載の原子炉の
炉心。 ３、前記炉心の径方向の外側燃料集合体領域を前記炉心
の周辺部とすることを特徴とする特許請求項第１項記載
の原子炉の炉心。 ４、燃料の軸方向外側領域を前記炉心の周辺部とするこ
とを特徴とする特許請求項第１項記載の原子炉の炉心。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1002727A JPH02184792A (ja) | 1989-01-11 | 1989-01-11 | 原子炉の炉心 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1002727A JPH02184792A (ja) | 1989-01-11 | 1989-01-11 | 原子炉の炉心 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02184792A true JPH02184792A (ja) | 1990-07-19 |
Family
ID=11537347
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1002727A Pending JPH02184792A (ja) | 1989-01-11 | 1989-01-11 | 原子炉の炉心 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02184792A (ja) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0469616A1 (en) * | 1990-08-03 | 1992-02-05 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Transuranium elements transmuting reactor core, transuranium elements transmuting fuel pin and transuranium elements transmuting fuel assembly |
| JP2011137735A (ja) * | 2009-12-28 | 2011-07-14 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 |
| US8571167B2 (en) | 2009-06-01 | 2013-10-29 | Advanced Reactor Concepts LLC | Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors |
| US8767902B2 (en) | 2010-02-22 | 2014-07-01 | Advanced Reactor Concepts LLC | Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval |
| US9008259B2 (en) | 2010-01-13 | 2015-04-14 | Advanced Reactor Concepts LLC | Sheathed, annular metal nuclear fuel |
| US10424415B2 (en) | 2014-04-14 | 2019-09-24 | Advanced Reactor Concepts LLC | Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix |
-
1989
- 1989-01-11 JP JP1002727A patent/JPH02184792A/ja active Pending
Cited By (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0469616A1 (en) * | 1990-08-03 | 1992-02-05 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Transuranium elements transmuting reactor core, transuranium elements transmuting fuel pin and transuranium elements transmuting fuel assembly |
| US5299241A (en) * | 1990-08-03 | 1994-03-29 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Transuranium element transmuting reactor core |
| US8571167B2 (en) | 2009-06-01 | 2013-10-29 | Advanced Reactor Concepts LLC | Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors |
| JP2011137735A (ja) * | 2009-12-28 | 2011-07-14 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 |
| US9047994B2 (en) | 2009-12-28 | 2015-06-02 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
| US10020079B2 (en) | 2009-12-28 | 2018-07-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
| US9008259B2 (en) | 2010-01-13 | 2015-04-14 | Advanced Reactor Concepts LLC | Sheathed, annular metal nuclear fuel |
| US9640283B2 (en) | 2010-01-29 | 2017-05-02 | Advanced Reactor Concepts LLC | Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval |
| US8767902B2 (en) | 2010-02-22 | 2014-07-01 | Advanced Reactor Concepts LLC | Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval |
| US10424415B2 (en) | 2014-04-14 | 2019-09-24 | Advanced Reactor Concepts LLC | Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix |
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