JPH0339695A - Fast breeder reactor - Google Patents

Fast breeder reactor

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JPH0339695A
JPH0339695A JP1174055A JP17405589A JPH0339695A JP H0339695 A JPH0339695 A JP H0339695A JP 1174055 A JP1174055 A JP 1174055A JP 17405589 A JP17405589 A JP 17405589A JP H0339695 A JPH0339695 A JP H0339695A
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JP
Japan
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core
fuel
plutonium
reactor
light water
Prior art date
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Pending
Application number
JP1174055A
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Japanese (ja)
Inventor
Mitsuaki Yamaoka
光明 山岡
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
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Publication of JPH0339695A publication Critical patent/JPH0339695A/en
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    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

PURPOSE:To obtain the fast breeder reactor which can suppress the decrease of a negative reactivity feedback effect by loading fuel successively from the central part of the core toward the peripheral part of the core in order of the higher ratios of <239>Pu with respect to the Pu isotope element ratio of the reactor using an oxide mixture composed of plutonium Pu and uranium U as a fuel. CONSTITUTION:The core fuel having the relatively low ratio of <239>Pu like Pu obtd. from a light water reactor having an high degree of burnup is disposed on the relatively peripheral part of the core (core fuel 12 of the peripheral region) and the fuel having the relatively high ratio of <239>Pu is disposed as the core fuel 11 of the central region. The part which has a high neutron flux and makes an important contribution to a reactivity feedback is the central part of the core and, therefore, the negative reactivity feedback increases and the safety intrinsic to the core is enhanced as compared to the case of loading only the Pu from the light water reactor. In addition, the effective utilization of Pu, etc., which are recycled while the safety is sufficiently assured is possible.

Description

【発明の詳細な説明】 「産業上の利用分野」 本発明は高速増殖炉に関わり、特にプル)ニウムとウラ
ンの混合酸化物を炉心燃料として使用する高速増殖炉に
関する。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION "Field of Industrial Application" The present invention relates to fast breeder reactors, and more particularly to fast breeder reactors that use mixed oxides of plu)nium and uranium as core fuel.

「従来の技術」 高速増殖炉は、高速中性子を用いてウラン−235(”
’U) ’Pフルトニftムー239(2316p u
 )に衝突させ、核分裂反応を起こさせるようになって
いる。このとき発生した高速中性子の一部は再び23%
 Uや23!Puに衝突し、核分裂が生じる。また、残
りの高速中性子の一部はウラン−238(23’U)に
吸収され、これが2″sPuとなって核分裂反応を起こ
す。このように、高速増殖炉では軽水炉でほとんど利用
されなかった23B (Jを23mpuに変えることで
燃料を増殖するという優れた特質を持っている。
"Prior art" Fast breeder reactors use fast neutrons to produce uranium-235 ("
'U) 'P Furtoni ft mu 239 (2316 p u
) to cause a nuclear fission reaction. Some of the fast neutrons generated at this time were again 23%
U and 23! It collides with Pu and nuclear fission occurs. In addition, some of the remaining fast neutrons are absorbed by uranium-238 (23'U), which becomes 2"sPu and causes a fission reaction. In this way, in fast breeder reactors, 23B, which was hardly used in light water reactors, is absorbed by uranium-238 (23'U). (It has the excellent property of multiplying fuel by changing J to 23 mpu.

このような高速増殖炉の炉心には、プルトニウムやウラ
ンの混合酸化物を燃料として装荷するようになっている
。プルトニウムは、当面、軽水炉で燃焼し取り出された
燃料を再処理することによって得られる。プル)ニウム
組成における同位元素の比、すなわち23’a p u
1プルトニウム−240(”’Pu) 、プルトニウム
−241、(241p u)およびプルトニウム−24
2(242pu)の比率は、燃料の燃焼度に依存する。
The core of such fast breeder reactors is loaded with mixed oxides of plutonium and uranium as fuel. For the time being, plutonium can be obtained by reprocessing fuel extracted from combustion in light water reactors. The ratio of isotopes in the plu)nium composition, i.e. 23'a p u
1 Plutonium-240 (''Pu), Plutonium-241, (241pu) and Plutonium-24
The ratio of 2 (242 pu) depends on the burnup of the fuel.

また、軽水炉でリサイクルする場合にはそのリサイクル
の回数に依存する変化を示す。
In addition, when recycling in a light water reactor, changes depending on the number of times of recycling are shown.

そこで、軽水炉の高燃焼度化やプルトニウムのリサイク
ルが進行していくと、これに伴ってさまざまな同位元素
比のプルトニウムが得られることになる。軽水炉で得ら
れたこのような各種の同位元素比のプル)ニウムは今後
共、高速増殖炉の使用の対象となる。このため、高速増
殖炉でプルトニウムを利用する場合、これら各種の同位
元素比をもつプルトニウムは、(i)再処理の段階で混
合され、単一の同位元素比を有する燃料として製造され
、炉心に装荷されるか、または(ii )別々に再処理
されて、各々異なる同位元素比をもつ燃料として製造さ
れ、かつ(a)炉心ごとに同一の同位元素比をもつ燃料
を集めて装荷するか、または(b)これら燃料を均一に
炉心内に装荷することが考えられる。
Therefore, as the burn-up of light water reactors increases and plutonium recycling progresses, plutonium with various isotope ratios will be obtained. Plu)nium with various isotope ratios obtained in light water reactors will be used in fast breeder reactors in the future. Therefore, when plutonium is used in a fast breeder reactor, plutonium with these various isotope ratios is (i) mixed at the reprocessing stage, produced as a fuel with a single isotope ratio, and then fed into the reactor core. or (ii) separately reprocessed to produce fuels each having a different isotope ratio, and (a) collecting and loading fuels with the same isotope ratio for each core; Or (b) it is conceivable to uniformly load these fuels into the reactor core.

「発明が解決しようとする課題」 ところで、現行の軽水炉から取り出されるプルトニウム
と比較すると、高燃焼度化した軽水炉から得られるプル
トニウムや軽水炉でリサイクルしたプル)ニウムでは2
3IPuの割合が減少し、241 p uの割合が増加
していると共に、これら核分裂性物質のプルトニウムの
割合の合計は減少している。そして、逆に中性子の吸収
物質である240 p uや242Puの割合は増加し
ている。
``Problem to be solved by the invention'' By the way, compared to plutonium extracted from current light water reactors, plutonium obtained from high-burnup light water reactors and plutonium recycled from light water reactors has a
With the proportion of 3IPu decreasing and the proportion of 241 p u increasing, the sum of the plutonium proportions of these fissile materials is decreasing. Conversely, the proportion of 240 pu and 242 Pu, which are neutron absorbing substances, is increasing.

これら高燃焼度化した軽水炉から得られたプルトニウム
は、現行の軽水炉から取り出されるプルトニウムと比べ
て反応度価値が低い。このため、これらを高速増殖炉の
炉心の一部または全部に装荷すると、現行の軽水炉から
取り出されたプルトニウムのみを装荷した場合と比べて
、プルトニウム全体の富化度をより高くする必要が生じ
る。プルトニウムの富化度を高くすると、相対的に23
8 Uの割合が減少するので、負の反応度フィードバッ
クを持つドツプラ効果が減少する。また、これらのプル
トニウムは240puを多く含んでいることが主な理由
で、正の反応度フィードバックを持つナトリウム密度係
数が増大する。この結果、現行の軽水炉から取り出され
るプル)ニウムを用いた場合と比べて、この意味でも負
の反応度フィードバック効果が減少することになる。負
の反応度フィードバック効果の大幅な減少は、炉心の安
全性の上から好ましくない。
Plutonium obtained from these high-burnup light water reactors has a lower reactivity value than plutonium extracted from current light water reactors. For this reason, if they are loaded into part or all of the core of a fast breeder reactor, the overall plutonium enrichment must be made higher than if only plutonium extracted from current light water reactors is loaded. If the enrichment of plutonium is increased, relatively 23
Since the proportion of 8 U is reduced, the Doppler effect with negative reactivity feedback is reduced. Moreover, the sodium density coefficient with positive reactivity feedback increases mainly because these plutoniums contain a large amount of 240 pu. As a result, negative reactivity feedback effects are reduced in this sense as well, compared to the case of using plunium extracted from current light water reactors. A significant reduction in the negative reactivity feedback effect is undesirable from the standpoint of core safety.

そこで本発明の目的は、高燃焼度化した軽水炉から得ら
れるプルトニウムや軽水炉でリサイクルしたプルトニウ
ムを用いた場合にも、負の反応度フィードバック効果の
減少をできるだ゛け抑えることのできる高速増殖炉を提
供することにある。
Therefore, the object of the present invention is to develop a fast breeder reactor that can suppress the decrease in the negative reactivity feedback effect as much as possible even when plutonium obtained from a light water reactor with a high burnup or plutonium recycled from a light water reactor is used. Our goal is to provide the following.

「課題を解決するための手段」 本発明の高速増殖炉では、プルトニウムとウランの混合
酸化物からなり、プルトニウム同位元素比に関し、23
iPuの比率の高い炉心燃料より順に炉心中央部から炉
心周辺部に装荷する。そのために、複数の軽水炉から取
り出された種々の同位元素比をもつプルトニウムは分け
て再処理され、別々のプルトニウム燃料として製造され
ることになる。
"Means for Solving the Problems" The fast breeder reactor of the present invention is made of a mixed oxide of plutonium and uranium, and has a plutonium isotope ratio of 23
The core fuels with higher iPu ratios are loaded from the center of the core to the periphery of the core. To this end, plutonium with various isotope ratios extracted from multiple light water reactors is separated and reprocessed to produce separate plutonium fuels.

すなわち本発明では、高燃焼度化した軽水炉から得られ
るプルトニウムや軽水炉でリサイクルしたプルトニウム
のようにIS*puの比率が比較的低い炉心燃料を炉心
の比較的同辺に配置することにする。炉心の中央部には
was p uの比率が比較的高い炉心燃料が配置され
る。中性子束が高く反応度フィードバックに大きく寄与
するのは炉心中央部なので、高燃焼度化した軽水炉から
のプルトニウムや軽水炉でリサイクルしたプルトニウム
のみを装荷する場合、あるいは現行の軽水炉からのプル
トニウムと混合して炉心内に一様に装荷した場合と比べ
て、本発明の方が負の反応度フィードバックが増大する
。これにより、これらの場合と比べて炉心の固有の安全
性をより高めることができる。
That is, in the present invention, core fuel with a relatively low IS*pu ratio, such as plutonium obtained from a light water reactor with a high burnup or plutonium recycled from a light water reactor, is arranged relatively on the same side of the reactor core. Core fuel having a relatively high wasp u ratio is placed in the center of the core. Since the central part of the reactor core has a high neutron flux and greatly contributes to reactivity feedback, it may be necessary to load only plutonium from high-burnup light water reactors or plutonium recycled from light water reactors, or to mix it with plutonium from current light water reactors. Compared to the case of uniform loading in the core, the present invention increases negative reactivity feedback. This makes it possible to further enhance the inherent safety of the reactor core compared to these cases.

「実施例」 以下、実施例につき本発明の詳細な説明する。"Example" Hereinafter, the present invention will be described in detail with reference to Examples.

第1図は本発明の一実施例における高速増殖炉の縦断面
を表わしたものである。この高速増殖炉の熱出力は約2
600MWであり、電気出力として100万KWを発生
する。この高速増殖炉には、中央領域炉心燃料11およ
び周辺領域炉心燃料12の上部に従来例と同様に軸方向
ブランケットとしての上部ブランケット13が配置され
、下部に下部ブランケット14が配置されている。また
、両炉心燃料11,12の周囲には、従来例と同様に径
方向ブランケット15が配置されている。ここで中央領
域炉心燃料11および周辺領域炉心燃料12の炉心軸方
向の長さは1000mmに設定され、径方向ブランケッ
ト15の長さは1700mmに設定されている。また、
中央領域炉心燃料11と周辺領域炉心燃料12からなる
炉心半径方向の長さは3300mmに設定され、径方向
ブランケット15を含んだ炉心半径方向の長さは390
0mmに設定されている。
FIG. 1 shows a longitudinal section of a fast breeder reactor in one embodiment of the present invention. The thermal output of this fast breeder reactor is approximately 2
It has a capacity of 600MW and generates 1 million KW of electrical output. In this fast breeder reactor, an upper blanket 13 as an axial blanket is arranged above the central region core fuel 11 and the peripheral region core fuel 12, as in the conventional example, and a lower blanket 14 is arranged below. Further, a radial blanket 15 is arranged around both core fuels 11 and 12, as in the conventional example. Here, the length of the central region core fuel 11 and the peripheral region core fuel 12 in the core axial direction is set to 1000 mm, and the length of the radial direction blanket 15 is set to 1700 mm. Also,
The length in the radial direction of the core consisting of the central region core fuel 11 and the peripheral region core fuel 12 is set to 3300 mm, and the length in the radial direction of the core including the radial blanket 15 is 390 mm.
It is set to 0mm.

このような構成の高速増殖炉で、中央領域炉心燃料11
および周辺領域炉心燃料12のプルトニウムの同位元素
比(重量比〉は、次の第1表のようになっている。
In a fast breeder reactor with such a configuration, the central region core fuel 11
The isotope ratio (weight ratio) of plutonium in the peripheral region core fuel 12 is as shown in Table 1 below.

ここで、 中央領域炉心燃料1 は現行軽水炉よ り取り出され、燃焼度が320wd/l(ギガ・ワット
・日/トン)の燃料であり、周辺領域炉心燃料12は高
燃焼度化した軽水炉(燃焼度が45(II、wd/l 
)から取り出される燃料である。本実施例では電気出力
が1000MWe (メガワット)の高速増殖炉の炉心
部にこれらの炉心燃料11,12を体積比で1対1にな
るように装荷したものである。
Here, the central region core fuel 1 is extracted from a current light water reactor and has a burnup of 320 wd/l (giga watt day/ton), and the peripheral region core fuel 12 is a fuel extracted from a light water reactor with a high burnup (burnup is 45 (II, wd/l
) is the fuel extracted from In this embodiment, these core fuels 11 and 12 are loaded in the core of a fast breeder reactor with an electrical output of 1000 MWe (megawatts) at a volume ratio of 1:1.

このように本実施例の高速増殖炉では、現行の軽水炉か
ら取り出されるプルトニウムを炉心の中央部のみに装荷
し、他のプルトニウムは炉心の周辺部のみに装荷してい
る。次の第2表は、本実施例と従来例の高速増殖炉のド
ツプラ係数とす) IJウム密度係数について比較した
ものである。
As described above, in the fast breeder reactor of this embodiment, plutonium extracted from current light water reactors is loaded only in the center of the core, and other plutonium is loaded only in the periphery of the core. Table 2 below compares the Doppler coefficients and IJum density coefficients of the fast breeder reactors of this example and the conventional example.

(以下余白〉 第2表 ただし、この表で“第1のPlとは、中央領域炉心燃料
11と同−Pu同位元素比の燃料をいい、“第2のPu
”とは周辺領域炉心燃料12と同−Pu同位元素比の燃
料をいう。
(Margin below) Table 2 However, in this table, "first Pl" refers to a fuel with the same -Pu isotope ratio as the central region core fuel 11, and "second Pl"
"refers to fuel with the same -Pu isotope ratio as the peripheral region core fuel 12."

この第2表から判るように本実施例の高速増殖炉(この
表の最下欄〉は、従来の1第2のPu”のみの高速増殖
炉(この表の上から2番目の欄〉と比べると、ドツプラ
係数の絶対値が大幅に増加し、ナトリウム密度は大幅に
減少している。従来のプルトニウムの均一混合の場合の
高速増殖炉(この表の上から3番目の欄〉と比べてもド
ツプラ係数やナトリウム密度が炉心の固有の安全性を高
める方向に改善されていることがわかる。すなわち、本
実施例の高速増殖炉は現行の軽水炉から取り出されたプ
ルトニウムのみを装荷した高速増殖炉(この表の最上欄
)の場−合に近くなっており、負のフィードバックが増
大している。
As can be seen from Table 2, the fast breeder reactor of this example (bottom column of this table) is different from the conventional fast breeder reactor of only Pu'' (second column from the top of this table). In comparison, the absolute value of the Doppler coefficient increases significantly and the sodium density decreases significantly.Compared to the conventional fast breeder reactor with homogeneous plutonium mixing (third column from the top of this table). It can be seen that the Doppler coefficient and sodium density have been improved in the direction of increasing the inherent safety of the reactor core.In other words, the fast breeder reactor of this example is a fast breeder reactor loaded only with plutonium extracted from current light water reactors. (The top column of this table) is close to the case of 1, and the negative feedback is increasing.

以上説明した実施例では、239 p uの比率が比較
的高い炉心燃料と比較的低い炉心燃料とに2分して炉心
に装荷することにしたが、炉心燃料を239puの比率
に応じて3つ以上に分け、このうちの239 p uの
比率が高い燃料から順に炉心中央部から周辺部にかけて
装荷するようにすることも本発明の適用範囲であること
はもちろんである。
In the example described above, it was decided to load the core fuel into the reactor core by dividing it into two parts, one with a relatively high ratio of 239 pu and the other with a relatively low ratio, but the core fuel was divided into three parts according to the ratio of 239 pu. Of course, it is also within the scope of the present invention to divide the fuel into the above parts and load the fuel from the center of the core to the periphery in descending order of the ratio of 239 p u.

また、239Puの比率が比較的高いものとそうでない
ものとの比率も本実施例に限定されないことは当然であ
る。
Furthermore, it is natural that the ratio between those having a relatively high ratio of 239Pu and those having a relatively high ratio of 239Pu is not limited to this example.

「発明の効果」 このように本発明によれば、プルトニウムとウランのf
昆合酸化物からなり、プルトニウムの同位元素比に関し
、239 p uの比率の高い炉心燃料から順に炉心中
央部より炉心周辺部にかけて炉心内に装荷したので、高
速増殖炉の安全性を十分に確保しながら高燃焼度化した
軽水炉から得られるプルトニウムや軽水炉でリサイクル
したプルトニウムを有効に利用することができる。
"Effects of the Invention" As described above, according to the present invention, f of plutonium and uranium is
Containing plutonium oxide, the core fuel with the highest plutonium isotope ratio of 239 pu was loaded into the core from the center to the periphery of the core, ensuring the safety of the fast breeder reactor. At the same time, plutonium obtained from high-burnup light water reactors and plutonium recycled from light water reactors can be effectively used.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]

第1図は本発明の一実施例における高速増殖炉の縦断面
図である。 11・・・・・・中央領域炉心燃料(装荷するプルトニ
ウムの中で23″Puの比率がより高い燃料〉、12・
・・・・・周辺領域炉心燃料(装荷するプルトニウムの
中で231 p uの比率がより低い燃料〉。
FIG. 1 is a longitudinal sectional view of a fast breeder reactor in one embodiment of the present invention. 11...Central region core fuel (fuel with a higher proportion of 23"Pu in the loaded plutonium), 12.
... Peripheral area core fuel (fuel with a lower proportion of 231 p u in the loaded plutonium).

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] プルトニウムとウランの混合酸化物からなり、プルトニ
ウム同位元素比に関し^2^3^9Puの比率の高い炉
心燃料より順に炉心中央部から炉心周辺部に装荷したこ
とを特徴とする高速増殖炉。
A fast breeder reactor comprising a mixed oxide of plutonium and uranium, and loaded from the center of the core to the periphery of the core in order of increasing plutonium isotope ratio of ^2^3^9Pu.
JP1174055A 1989-07-07 1989-07-07 Fast breeder reactor Pending JPH0339695A (en)

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