JPH0378600B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0378600B2 JPH0378600B2 JP56117924A JP11792481A JPH0378600B2 JP H0378600 B2 JPH0378600 B2 JP H0378600B2 JP 56117924 A JP56117924 A JP 56117924A JP 11792481 A JP11792481 A JP 11792481A JP H0378600 B2 JPH0378600 B2 JP H0378600B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- core
- fuel
- uranium
- blanket
- fissile material
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Lifetime
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 76
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 60
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 29
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 17
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 10
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 claims description 9
- OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 239Pu Chemical compound [239Pu] OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 0.000 claims description 7
- JFALSRSLKYAFGM-FTXFMUIASA-N uranium-233 Chemical compound [233U] JFALSRSLKYAFGM-FTXFMUIASA-N 0.000 claims description 7
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims description 2
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 7
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 5
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 5
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 4
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 4
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 4
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 4
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 3
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 3
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 3
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 2
- 238000009395 breeding Methods 0.000 description 2
- 230000001488 breeding effect Effects 0.000 description 2
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 2
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 1
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 1
- 230000035755 proliferation Effects 0.000 description 1
- 238000004904 shortening Methods 0.000 description 1
- 239000011800 void material Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/18—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
- G21C5/20—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone wherein one zone contains fissile material and another zone contains breeder material
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
- G21C1/024—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core where the core is divided in zones with fuel and zones with breeding material
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Semiconductor Lasers (AREA)
- Crystals, And After-Treatments Of Crystals (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は炉心性能の向上を図つた高速増殖炉に
関する。
関する。
周知のように高速増殖炉は原子炉の炉心で核分
裂により発生する中性子を燃料親物質に吸収させ
て新しい核分裂性物質を生産する所謂増殖を行な
わせ、これによつて燃料の有効利用が計れる特徴
を有する。このような高速増殖炉の炉心は一般に
円柱状に形成され、この炉心の周囲部を燃料親物
質を主成分とする、軸方向および径方向ブランケ
ツトと呼ぶ領域で囲設している。炉心には、燃料
として、濃縮ウランあるいはプルトニウムを富化
したウランが装荷され、ブランケツトには燃料親
物質として、例えば天然ウランあるいは劣化ウラ
ンが装荷される。この燃料親物質が中性子を捕獲
することにより、有用な核分裂性物質が生産され
る。
裂により発生する中性子を燃料親物質に吸収させ
て新しい核分裂性物質を生産する所謂増殖を行な
わせ、これによつて燃料の有効利用が計れる特徴
を有する。このような高速増殖炉の炉心は一般に
円柱状に形成され、この炉心の周囲部を燃料親物
質を主成分とする、軸方向および径方向ブランケ
ツトと呼ぶ領域で囲設している。炉心には、燃料
として、濃縮ウランあるいはプルトニウムを富化
したウランが装荷され、ブランケツトには燃料親
物質として、例えば天然ウランあるいは劣化ウラ
ンが装荷される。この燃料親物質が中性子を捕獲
することにより、有用な核分裂性物質が生産され
る。
このような増殖作用の定量的な基準値として、
増殖率と倍増時間が挙げられる。増殖率は、核分
裂性物質の消費量に対する核分裂性物質の生成量
の比で表わされ、できるだけ高いことが望まし
い。また倍増時間は、同じ原子炉をもう１基運転
するのに要すると同量の核分裂性物質を再生産す
るのに要する時間で、これは短いことが望まれ、
この倍増時間短縮化が高速増殖炉の設計で主眼と
される。
増殖率と倍増時間が挙げられる。増殖率は、核分
裂性物質の消費量に対する核分裂性物質の生成量
の比で表わされ、できるだけ高いことが望まし
い。また倍増時間は、同じ原子炉をもう１基運転
するのに要すると同量の核分裂性物質を再生産す
るのに要する時間で、これは短いことが望まれ、
この倍増時間短縮化が高速増殖炉の設計で主眼と
される。
ところで、倍増時間は、一般に原子炉の比出力
（単位燃料装荷重量当りの出力）に反比例するの
で、炉心外周部の出力低下を抑制して、出力分布
を平坦化することにより短縮化できる。従つて従
来から出力分布の平坦化を図る工夫が種々案出さ
れて来た。
（単位燃料装荷重量当りの出力）に反比例するの
で、炉心外周部の出力低下を抑制して、出力分布
を平坦化することにより短縮化できる。従つて従
来から出力分布の平坦化を図る工夫が種々案出さ
れて来た。
例えば均質炉心と呼ばれ、多用されている炉心
においては、第１図に示すように、炉心１を径方
向に内側炉心１Ａと外側炉心１Ｂとに分け、外側
炉心の核分裂性物質の濃度を内側炉心よりも高く
している。また、径方向にさらに多くの領域に分
け、外側領域ほど富化度（核分裂性物質／核分裂
性物質＋親物質）の高い燃料を装荷していたもの
もある。なお、第１図の２は径方向ブランケツ
ト、３は軸方向ブランケツトである。
においては、第１図に示すように、炉心１を径方
向に内側炉心１Ａと外側炉心１Ｂとに分け、外側
炉心の核分裂性物質の濃度を内側炉心よりも高く
している。また、径方向にさらに多くの領域に分
け、外側領域ほど富化度（核分裂性物質／核分裂
性物質＋親物質）の高い燃料を装荷していたもの
もある。なお、第１図の２は径方向ブランケツ
ト、３は軸方向ブランケツトである。
ところがこのような構造の炉心では、発電プラ
ントとしての経済性を上げるために炉を大型化し
た場合に、炉心１内の中性子束の平均エネルギー
が低くなり、増殖率が低下するという問題が知ら
れている。
ントとしての経済性を上げるために炉を大型化し
た場合に、炉心１内の中性子束の平均エネルギー
が低くなり、増殖率が低下するという問題が知ら
れている。
この問題を解決するために、例えば第２図に示
すように、炉心内に内部ブランケツト５を設け
た、非均質炉心と呼ばれる炉心構造を有するもの
が開発された。この型の炉心では、内部ブランケ
ツト燃料として軸方向ブランケツト７の燃料を用
いている。これによると、炉心の核分裂性物質の
富化度が高いために平均中性子エネルギーが高く
なり、炉心では核分裂性物質の中性子捕獲反応の
核分裂に対する比率が減少し、中性子の吸収反応
当りの発生数が大きくなる。一方、内部ブランケ
ツト５では炉心４と比べると燃料親物質の原子数
密度が高いため、核分裂はあまり起らず、中性子
捕獲反応率が増大する。この結果、均質炉心に比
較して出力分布は平坦化され、増殖率は増加し倍
増時間は短くなる。また内部ブランケツト５には
燃料親物質の中性子捕獲によつて生じる核分裂性
物質が蓄積するため、燃焼による反応度低下が小
さく、従つて制御棒もその分だけ価値の小さなも
のですむという利点もある。また第２図のように
円盤状の内部ブランケツトを炉心軸方向中心部に
置いた場合、中性子束が軸方向に平坦化される。
その結果、炉心崩壊事故時の燃料移動による挿入
反応度が小さくなり、Naボイド反応度が小さく
なることとあいまつて事故の規模が小さくなると
いう安全上の利点も有している。
すように、炉心内に内部ブランケツト５を設け
た、非均質炉心と呼ばれる炉心構造を有するもの
が開発された。この型の炉心では、内部ブランケ
ツト燃料として軸方向ブランケツト７の燃料を用
いている。これによると、炉心の核分裂性物質の
富化度が高いために平均中性子エネルギーが高く
なり、炉心では核分裂性物質の中性子捕獲反応の
核分裂に対する比率が減少し、中性子の吸収反応
当りの発生数が大きくなる。一方、内部ブランケ
ツト５では炉心４と比べると燃料親物質の原子数
密度が高いため、核分裂はあまり起らず、中性子
捕獲反応率が増大する。この結果、均質炉心に比
較して出力分布は平坦化され、増殖率は増加し倍
増時間は短くなる。また内部ブランケツト５には
燃料親物質の中性子捕獲によつて生じる核分裂性
物質が蓄積するため、燃焼による反応度低下が小
さく、従つて制御棒もその分だけ価値の小さなも
のですむという利点もある。また第２図のように
円盤状の内部ブランケツトを炉心軸方向中心部に
置いた場合、中性子束が軸方向に平坦化される。
その結果、炉心崩壊事故時の燃料移動による挿入
反応度が小さくなり、Naボイド反応度が小さく
なることとあいまつて事故の規模が小さくなると
いう安全上の利点も有している。
ここでは一定の厚さを持つた円盤状の内部ブラ
ンケツトを有する炉心で説明したが、炉心の出力
分布を平坦化するためには、内部ブランケツトの
形状は内側で厚く、外側ほど薄くした方が好まし
い。そのことから、これまでに第３図から第６図
に示すような種類の炉心が考えられている。これ
らの炉心はすべて、上記の長所を共通して有して
いる。また第７図のように、同心円状の内部ブラ
ンケツトを数層設けた径方向の非均質炉心も同じ
ような長所を持つことが知られている。
ンケツトを有する炉心で説明したが、炉心の出力
分布を平坦化するためには、内部ブランケツトの
形状は内側で厚く、外側ほど薄くした方が好まし
い。そのことから、これまでに第３図から第６図
に示すような種類の炉心が考えられている。これ
らの炉心はすべて、上記の長所を共通して有して
いる。また第７図のように、同心円状の内部ブラ
ンケツトを数層設けた径方向の非均質炉心も同じ
ような長所を持つことが知られている。
ところが、このような炉心の内部に内部ブラン
ケツトの領域を有することで特徴的な非均質炉心
には、燃焼が進むと内部ブランケツト５内に核分
裂性物質が蓄積する結果、内部ブランケツト内の
出力が上昇するため、燃焼に伴う出力分布の変動
が大きいという共通の問題がある。とくに内部ブ
ランケツト５の中に核分裂性物質が少ない初装荷
炉心と、核分裂性物質が蓄積した平衡末期炉心と
では、径方向出力分布が大きく異なり、これを制
御棒だけで制御するのは困難である。この困難性
は、均質炉心にあつても外周囲のブランケツトの
領域に核分裂性物質が蓄積していくから程度の差
は有るが、発生する。またその初装荷炉心から平
衡炉心にわたつて出力分布を平坦化するために使
用される燃料集合体についてもしられていない。
ケツトの領域を有することで特徴的な非均質炉心
には、燃焼が進むと内部ブランケツト５内に核分
裂性物質が蓄積する結果、内部ブランケツト内の
出力が上昇するため、燃焼に伴う出力分布の変動
が大きいという共通の問題がある。とくに内部ブ
ランケツト５の中に核分裂性物質が少ない初装荷
炉心と、核分裂性物質が蓄積した平衡末期炉心と
では、径方向出力分布が大きく異なり、これを制
御棒だけで制御するのは困難である。この困難性
は、均質炉心にあつても外周囲のブランケツトの
領域に核分裂性物質が蓄積していくから程度の差
は有るが、発生する。またその初装荷炉心から平
衡炉心にわたつて出力分布を平坦化するために使
用される燃料集合体についてもしられていない。
従つて、本発明の第１の目的は、非均質炉心に
おける初装荷炉心から平衡炉心へ移行するときの
出力分布の変動が小さく、従つて非均質炉心にお
ける出力制御の容易な初装荷炉心から平衡炉心へ
の移行方法を提供することにあり、第２の目的
は、第１の目的に利用することの出来る初装荷時
の燃料集合体を提供することにあり、第３の目的
は、均質炉心における初装荷炉心から平衡炉心へ
移行するときの出力分布の変動が小さく、従つて
均質炉心における出力制御の容易な初装荷炉心か
ら平衡炉心への移行方法を提供することにある。
おける初装荷炉心から平衡炉心へ移行するときの
出力分布の変動が小さく、従つて非均質炉心にお
ける出力制御の容易な初装荷炉心から平衡炉心へ
の移行方法を提供することにあり、第２の目的
は、第１の目的に利用することの出来る初装荷時
の燃料集合体を提供することにあり、第３の目的
は、均質炉心における初装荷炉心から平衡炉心へ
移行するときの出力分布の変動が小さく、従つて
均質炉心における出力制御の容易な初装荷炉心か
ら平衡炉心への移行方法を提供することにある。
上述の第１の目的を達成する第１の発明は、外
周囲を径方向と軸方向との各ブランケツトで囲わ
れた炉心の内部に、内部ブランケツトを備え、前
記炉心への燃料初装荷時に前記内部ブランケツト
の燃料としてウラン235またはウラン233またはプ
ルトニウム239の核分裂性物質を天然ウランまた
は劣化ウランの中に前記炉心の平衡炉心状態初期
に前記内部ブランケツトに蓄積する核分裂性物質
の濃度にほぼ等しい濃度に混入して核分裂性物質
を富化させて設け、燃料交換時に前記内部ブラン
ケツトの燃料を天然ウランまたは劣化ウランに置
き換えていくことを特徴とする高速増殖炉の炉心
の出力分布平坦化方法であり、初装荷炉心は内部
ブランケツトに富化された核分裂性物質の核反応
作用で出力を生じ、相対的に初装荷炉心の内部の
出力をその外部に近く成るよう増強し、平衡炉心
に移行すると内部ブランケツトの核分裂性物質の
富化が無いから相対的に内部の出力をその外部に
近く低減して内外部をあわせた炉心全体の出力平
坦化を初装荷炉心から平衡炉心への移行に際して
も維持するものである。
周囲を径方向と軸方向との各ブランケツトで囲わ
れた炉心の内部に、内部ブランケツトを備え、前
記炉心への燃料初装荷時に前記内部ブランケツト
の燃料としてウラン235またはウラン233またはプ
ルトニウム239の核分裂性物質を天然ウランまた
は劣化ウランの中に前記炉心の平衡炉心状態初期
に前記内部ブランケツトに蓄積する核分裂性物質
の濃度にほぼ等しい濃度に混入して核分裂性物質
を富化させて設け、燃料交換時に前記内部ブラン
ケツトの燃料を天然ウランまたは劣化ウランに置
き換えていくことを特徴とする高速増殖炉の炉心
の出力分布平坦化方法であり、初装荷炉心は内部
ブランケツトに富化された核分裂性物質の核反応
作用で出力を生じ、相対的に初装荷炉心の内部の
出力をその外部に近く成るよう増強し、平衡炉心
に移行すると内部ブランケツトの核分裂性物質の
富化が無いから相対的に内部の出力をその外部に
近く低減して内外部をあわせた炉心全体の出力平
坦化を初装荷炉心から平衡炉心への移行に際して
も維持するものである。
上述の第２の目的を達成する第２の発明は、上
部および下部ブランケツト燃料部で挾まれた炉心
燃料部の軸方向途中部分に、内部ブランケツト燃
料部を備え、前記内部ブランケツト燃料としてウ
ラン235またはウラン233またはプルトニウム239
の核分裂性物質を天然ウランまたは劣化ウランの
中に平衡炉心状態初期に前記内部ブランケツトに
蓄積する核分裂性物質の濃度にほぼ等しい濃度に
混入して核分裂性物質を富化した燃料を設けたこ
とを特徴とする高速増殖炉用燃料集合体であつ
て、初装荷炉心にその燃料集合体を装荷して炉心
内部に核分裂性物質が富化された炉心状態が得ら
れ、第１の発明における初装荷炉心が得られる。
部および下部ブランケツト燃料部で挾まれた炉心
燃料部の軸方向途中部分に、内部ブランケツト燃
料部を備え、前記内部ブランケツト燃料としてウ
ラン235またはウラン233またはプルトニウム239
の核分裂性物質を天然ウランまたは劣化ウランの
中に平衡炉心状態初期に前記内部ブランケツトに
蓄積する核分裂性物質の濃度にほぼ等しい濃度に
混入して核分裂性物質を富化した燃料を設けたこ
とを特徴とする高速増殖炉用燃料集合体であつ
て、初装荷炉心にその燃料集合体を装荷して炉心
内部に核分裂性物質が富化された炉心状態が得ら
れ、第１の発明における初装荷炉心が得られる。
上述の第３の目的を達成するための第３の発明
は、炉心の外周囲を径方向と軸方向との各ブラン
ケツトで囲んだ均質炉心において、前記ブランケ
ツトの前記均質炉心寄りの部分には、前記均質炉
心への燃料初装荷時に、前記ブランケツトの燃料
として、ウラン235またはウラン233またはプルト
ニウム239の核分裂性物質を天然ウランまたは劣
化ウランの中に前記均質炉心の平衡炉心状態初期
に前記ブランケツトに蓄積する核分裂性物質の濃
度にほぼ等しい濃度に混入して核分裂性物質を富
化させた燃料を設け、燃料交換時に前記ブランケ
ツトの前記均質炉心寄りの部分の燃料を天然ウラ
ンまたは劣化ウランに置き換えていくことを特徴
とする高速増殖炉の炉心の出力分布平坦化方法で
あつて、炉心寄りのブランケツト部分に富化した
核分裂性物質の核反応により炉心寄りのブランケ
ツト部分の出力を増強して出力分布を平衡炉心状
態の場合に近づけ、平衡炉心に移行するとブラン
ケツトの核分裂性物質の富化が無いから出力が低
減して炉心側の出力低減にあわせることができ、
炉心全体の出力平坦化を初装荷炉心から平衡炉心
への移行に際しても維持するものである。
は、炉心の外周囲を径方向と軸方向との各ブラン
ケツトで囲んだ均質炉心において、前記ブランケ
ツトの前記均質炉心寄りの部分には、前記均質炉
心への燃料初装荷時に、前記ブランケツトの燃料
として、ウラン235またはウラン233またはプルト
ニウム239の核分裂性物質を天然ウランまたは劣
化ウランの中に前記均質炉心の平衡炉心状態初期
に前記ブランケツトに蓄積する核分裂性物質の濃
度にほぼ等しい濃度に混入して核分裂性物質を富
化させた燃料を設け、燃料交換時に前記ブランケ
ツトの前記均質炉心寄りの部分の燃料を天然ウラ
ンまたは劣化ウランに置き換えていくことを特徴
とする高速増殖炉の炉心の出力分布平坦化方法で
あつて、炉心寄りのブランケツト部分に富化した
核分裂性物質の核反応により炉心寄りのブランケ
ツト部分の出力を増強して出力分布を平衡炉心状
態の場合に近づけ、平衡炉心に移行するとブラン
ケツトの核分裂性物質の富化が無いから出力が低
減して炉心側の出力低減にあわせることができ、
炉心全体の出力平坦化を初装荷炉心から平衡炉心
への移行に際しても維持するものである。
以下本発明の一実施例を第６図の炉心を例にと
つて説明する。この炉心は径方向出力分布を平坦
化するために内部ブランケツトの厚さを外側で薄
くしたものであり、第８図に示すように平衡炉心
における出力の平坦化が達成されている。なお、
ここでは炉心半径160cm，炉心高さ95cm，熱出力
2500MWのものを例にとつた。この場合、内部ブ
ランケツトの厚さは厚い部分で22cm，薄い部分で
12cm，厚い部分の半径が96cm，薄い部分の半径が
126cmとなつている。
つて説明する。この炉心は径方向出力分布を平坦
化するために内部ブランケツトの厚さを外側で薄
くしたものであり、第８図に示すように平衡炉心
における出力の平坦化が達成されている。なお、
ここでは炉心半径160cm，炉心高さ95cm，熱出力
2500MWのものを例にとつた。この場合、内部ブ
ランケツトの厚さは厚い部分で22cm，薄い部分で
12cm，厚い部分の半径が96cm，薄い部分の半径が
126cmとなつている。
第８図からわかるように、平衡炉心においては
出力分布は平坦化されているが、初装荷炉心の出
力分布は平坦化されていない。これは初装荷炉心
においては内部ブランケツト内にまだ燃料親物質
の中性子捕獲によつて生じる核分裂性物質が十分
に蓄積していないため、炉心中心付近での出力が
低いことによる。
出力分布は平坦化されているが、初装荷炉心の出
力分布は平坦化されていない。これは初装荷炉心
においては内部ブランケツト内にまだ燃料親物質
の中性子捕獲によつて生じる核分裂性物質が十分
に蓄積していないため、炉心中心付近での出力が
低いことによる。
そこで、初装荷用の内部ブランケツト燃料とし
て、ウラン235，233，プルトニウム239などの核
分裂性物質を、天然ウランあるいは劣化ウランの
中に予め混入したものを、本発明では使用する。
その時の核分裂性物質の濃度としては、平衡初期
に内部ブランケツトに蓄積している濃度にほぼ等
しくする。2500MW程度の炉心の場合、これは約
3W／Ｏに相当する。
て、ウラン235，233，プルトニウム239などの核
分裂性物質を、天然ウランあるいは劣化ウランの
中に予め混入したものを、本発明では使用する。
その時の核分裂性物質の濃度としては、平衡初期
に内部ブランケツトに蓄積している濃度にほぼ等
しくする。2500MW程度の炉心の場合、これは約
3W／Ｏに相当する。
初装荷炉心の内部ブランケツト燃料として上記
のものを使用することにより、初装荷初期の炉心
出力分布は、平衡初期の出力分布に明らかに近づ
き、初装荷炉心から平衡炉心へ移行する時の出力
分布の制御は容易となる。
のものを使用することにより、初装荷初期の炉心
出力分布は、平衡初期の出力分布に明らかに近づ
き、初装荷炉心から平衡炉心へ移行する時の出力
分布の制御は容易となる。
内部ブランケツト燃料に核分裂性物質を混入し
たことにより、初装荷炉心の余剰反応度が大きく
なるという欠点があるが、これは炉心部の核分裂
性物質の富化度を低くすることによつて解決でき
る。
たことにより、初装荷炉心の余剰反応度が大きく
なるという欠点があるが、これは炉心部の核分裂
性物質の富化度を低くすることによつて解決でき
る。
上記の初装荷燃料は、燃料交換する時に、交換
バツチ数に応じて数分の１ずつ、今度は内部ブラ
ンケツト部に核分裂性物質を富化しない、平衡炉
心用燃料と交換される。このようにして初装荷炉
心から平衡炉心へ、出力分布を大きく変動させず
に、移行することができる。この移行は燃料の交
換を伴つて成されるが、その燃料交換は炉心が多
数の燃料集合体を林立して装荷して構成されてい
ることから、その燃料集合体を炉心から上下に引
き抜き、差し入れることにより成されることが従
来より知られている。その炉心の中心部分を構成
する燃料集合体の燃料配置は、第６図の炉心の中
心を縦に断面して表れる通りに、上部と下部にブ
ランケツト７の燃料領域を、上部と下部の両ブラ
ンケツト７の燃料領域により挾んだ領域に炉心４
の燃料領域を、その炉心４の燃料領域の上下方向
の中央部分に内部ブランケツト５の燃料領域をそ
れぞれ配備した配置にする。炉心が燃料集合体を
林立させて集合させた構成であることが特開昭55
−158594号公報や特開昭54−132097号公報等によ
り知られているから、第６図の燃料配置から考え
れば燃料集合体内の上述燃料配置は自明なことで
ある。この実施例で使用される燃料集合体はその
中央部分の内部ブランケツト５の燃料として核分
裂性物質が富化され、その富化程度は先に説明し
たとおりの平衡初期に内部ブランケツトに蓄積し
た核分裂性物質の濃度にほぼ等しいく、第２の発
明を含んでいる。
バツチ数に応じて数分の１ずつ、今度は内部ブラ
ンケツト部に核分裂性物質を富化しない、平衡炉
心用燃料と交換される。このようにして初装荷炉
心から平衡炉心へ、出力分布を大きく変動させず
に、移行することができる。この移行は燃料の交
換を伴つて成されるが、その燃料交換は炉心が多
数の燃料集合体を林立して装荷して構成されてい
ることから、その燃料集合体を炉心から上下に引
き抜き、差し入れることにより成されることが従
来より知られている。その炉心の中心部分を構成
する燃料集合体の燃料配置は、第６図の炉心の中
心を縦に断面して表れる通りに、上部と下部にブ
ランケツト７の燃料領域を、上部と下部の両ブラ
ンケツト７の燃料領域により挾んだ領域に炉心４
の燃料領域を、その炉心４の燃料領域の上下方向
の中央部分に内部ブランケツト５の燃料領域をそ
れぞれ配備した配置にする。炉心が燃料集合体を
林立させて集合させた構成であることが特開昭55
−158594号公報や特開昭54−132097号公報等によ
り知られているから、第６図の燃料配置から考え
れば燃料集合体内の上述燃料配置は自明なことで
ある。この実施例で使用される燃料集合体はその
中央部分の内部ブランケツト５の燃料として核分
裂性物質が富化され、その富化程度は先に説明し
たとおりの平衡初期に内部ブランケツトに蓄積し
た核分裂性物質の濃度にほぼ等しいく、第２の発
明を含んでいる。
以上に述べた第１の発明を利用した実施例で
は、非均質炉心を用いた高速増殖炉の炉心出力分
布を、初装荷炉心と平衡炉心とで余り変わらない
ものとすることができ、移行炉心時の出力分布の
制御が容易となる。なお、第１の発明を利用した
実施例として第６図の炉心を用いたが、これは第
２図から第５図までのすべての炉心に適用でき
る。また第７図に示す炉心でもそのまま適用でき
る。
は、非均質炉心を用いた高速増殖炉の炉心出力分
布を、初装荷炉心と平衡炉心とで余り変わらない
ものとすることができ、移行炉心時の出力分布の
制御が容易となる。なお、第１の発明を利用した
実施例として第６図の炉心を用いたが、これは第
２図から第５図までのすべての炉心に適用でき
る。また第７図に示す炉心でもそのまま適用でき
る。
以上の実施例では、内部ブランケツトの初装荷
用燃料として天然ウランあるいは劣化ウランの中
に核分裂性物質を適当な濃度で混入したものを使
用したが、軽水炉の使用済燃料あるいは高速増殖
炉の使用済ブランケツト燃料を加工したものを使
用することも考えられる。その方法によれば、核
分裂性物質濃度の調整の手間が省け、燃料製作コ
ストが低くなるというメリツトがある。
用燃料として天然ウランあるいは劣化ウランの中
に核分裂性物質を適当な濃度で混入したものを使
用したが、軽水炉の使用済燃料あるいは高速増殖
炉の使用済ブランケツト燃料を加工したものを使
用することも考えられる。その方法によれば、核
分裂性物質濃度の調整の手間が省け、燃料製作コ
ストが低くなるというメリツトがある。
さらに、燃料はバツチ数に応じて数分の１ずつ
新燃料と取り換えられる結果、内部ブランケツト
の初装荷燃料に蓄積する核分裂性物質の濃度も取
り出し燃焼度に比例して増加する。したがつて初
装荷燃料のなかでも後の方で取出される燃料につ
いては内部ブランケツト内に核分裂性物質を混入
しないかあるいは相対的に少なくする方法も考え
られる。
新燃料と取り換えられる結果、内部ブランケツト
の初装荷燃料に蓄積する核分裂性物質の濃度も取
り出し燃焼度に比例して増加する。したがつて初
装荷燃料のなかでも後の方で取出される燃料につ
いては内部ブランケツト内に核分裂性物質を混入
しないかあるいは相対的に少なくする方法も考え
られる。
また、核分裂性物質は内部ブランケツトだけで
なく、径方向および軸方向にブランケツトにも蓄
積する。したがつて、初装荷炉心の径方向および
軸方向ブランケツトの炉心に近い部分にも核分裂
性物質を混入することによつても出力分布を平衡
時のものに近づけられる。初装荷炉心の径方向お
よび軸方向ブランケツトの炉心に近い部分に核分
裂性物質を混入して出力分布を平衡炉心時のもの
に近づけ、出力分布を初装荷炉心から平衡炉心へ
の移行にかけて大幅に変動しない様にすること
は、内部ブランケツトの無い均質炉心でも適用で
きるものであり、第３発明に相当するものであ
る。
なく、径方向および軸方向にブランケツトにも蓄
積する。したがつて、初装荷炉心の径方向および
軸方向ブランケツトの炉心に近い部分にも核分裂
性物質を混入することによつても出力分布を平衡
時のものに近づけられる。初装荷炉心の径方向お
よび軸方向ブランケツトの炉心に近い部分に核分
裂性物質を混入して出力分布を平衡炉心時のもの
に近づけ、出力分布を初装荷炉心から平衡炉心へ
の移行にかけて大幅に変動しない様にすること
は、内部ブランケツトの無い均質炉心でも適用で
きるものであり、第３発明に相当するものであ
る。
第１図は均質型高速増殖炉の炉心図、第２図か
ら第７図は非均質型高速増殖炉の炉心図、第８図
は第６図の炉心の、径方向出力分布の図である。 １Ａ……内側炉心、１Ｂ……外側炉心、２……
径方向ブランケツト、３……軸方向ブランケツ
ト、４……炉心、５……内部ブランケツト、６…
…径方向ブランケツト、７……軸方向ブランケツ
ト。
ら第７図は非均質型高速増殖炉の炉心図、第８図
は第６図の炉心の、径方向出力分布の図である。 １Ａ……内側炉心、１Ｂ……外側炉心、２……
径方向ブランケツト、３……軸方向ブランケツ
ト、４……炉心、５……内部ブランケツト、６…
…径方向ブランケツト、７……軸方向ブランケツ
ト。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 外周囲を径方向と軸方向との各ブランケツト
で囲われた炉心の内部に、内部ブランケツトを備
え、前記炉心への燃料初装荷時に前記内部ブラン
ケツトの燃料としてウラン235またはウラン233ま
たはプルトニウム239の核分裂性物質を天然ウラ
ンまたは劣化ウランの中に前記炉心の平衡炉心状
態初期に前記内部ブランケツトに蓄積する核分裂
性物質の濃度にほぼ等しい濃度に混入して核分裂
性物質を富化させて設け、燃料交換時に前記内部
ブランケツトの燃料を天然ウランまたは劣化ウラ
ンに置き換えていくことを特徴とする高速増殖炉
の炉心の出力分布平坦化方法。 ２ 上部および下部ブランケツト燃料部で挾まれ
た炉心燃料部の軸方向途中部分に、内部ブランケ
ツト燃料部を備え、前記内部ブランケツト燃料と
してウラン235またはウラン233またはプルトニウ
ム239の核分裂性物質を天然ウランまたは劣化ウ
ランの中に平衡炉心状態初期に前記内部ブランケ
ツトに蓄積する核分裂性物質の濃度にほぼ等しい
濃度に混入して核分裂性物質を富化した燃料を設
けたことを特徴とする高速増殖炉用燃料集合体。 ３ 炉心の外周囲を径方向と軸方向との各ブラン
ケツトで囲んだ均質炉心において、前記ブランケ
ツトの前記均質炉心寄りの部分には、前記均質炉
心への燃料初装荷時に、前記ブランケツトの燃料
として、ウラン235またはウラン233またはプルト
ニウム239の核分裂性物質を天然ウランまたは劣
化ウランの中に前記均質炉心の平衡炉心状態初期
に前記ブランケツトに蓄積する核分裂性物質の濃
度にほぼ等しい濃度に混入して核分裂性物質を富
化させた燃料を設け、燃料交換時に前記ブランケ
ツトの前記均質炉心寄りの部分の燃料を天然ウラ
ンまたは劣化ウランに置き換えていくことを特徴
とする高速増殖炉の炉心の出力分布平坦化方法。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56117924A JPS5819592A (ja) | 1981-07-27 | 1981-07-27 | 高速炉の炉心の出力分布平坦化方法とその方法に用いる燃料集合体 |
| US06/401,747 US4587078A (en) | 1981-07-27 | 1982-07-26 | Initial charge core of fast breeder and method of charging the core with fuel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56117924A JPS5819592A (ja) | 1981-07-27 | 1981-07-27 | 高速炉の炉心の出力分布平坦化方法とその方法に用いる燃料集合体 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5819592A JPS5819592A (ja) | 1983-02-04 |
| JPH0378600B2 true JPH0378600B2 (ja) | 1991-12-16 |
Family
ID=14723554
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56117924A Granted JPS5819592A (ja) | 1981-07-27 | 1981-07-27 | 高速炉の炉心の出力分布平坦化方法とその方法に用いる燃料集合体 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4587078A (ja) |
| JP (1) | JPS5819592A (ja) |
Families Citing this family (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS57199988A (en) * | 1981-06-02 | 1982-12-08 | Hitachi Ltd | Fast breeder reactor |
| JPS58223781A (ja) * | 1982-06-23 | 1983-12-26 | 株式会社日立製作所 | 高速増殖炉 |
| TW241366B (ja) * | 1993-02-26 | 1995-02-21 | Westinghouse Electric Corp | |
| US8116423B2 (en) | 2007-12-26 | 2012-02-14 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly |
| CA2710432C (en) | 2007-12-26 | 2016-04-26 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor, fuel assembly consisting of driver-breeding modules for a nuclear reactor and a fuel cell for a fuel assembly |
| AU2008365658B2 (en) | 2008-12-25 | 2015-05-21 | Thorium Power Inc. | Fuel assembly for a light-water nuclear reactor (embodiments), light-water nuclear reactor and fuel element of the fuel assembly |
| FR2958781B1 (fr) * | 2010-04-12 | 2014-06-13 | Commissariat Energie Atomique | Coeur de reacteur a neutrons rapides, refroidi par un metal liquide, a faible effet de vidange |
| US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
| US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
| WO2011143172A1 (en) | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS54132097A (en) * | 1978-03-30 | 1979-10-13 | Westinghouse Electric Corp | Combined fuel assembly and reactor core |
| JPS55160897A (en) * | 1979-06-01 | 1980-12-15 | Hitachi Ltd | Fast breeder |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3140237A (en) * | 1963-10-16 | 1964-07-07 | Russell E Peterson | Large fast nuclear reactor |
| US3349004A (en) * | 1966-01-17 | 1967-10-24 | Gen Electric | Nuclear reactor fuel bundle |
| US3432389A (en) * | 1966-07-25 | 1969-03-11 | Combustion Eng | Core design for nuclear reactor |
| US3664923A (en) * | 1968-09-11 | 1972-05-23 | Thomas J Connolly | Fast neutronic reactor utilizing plutonium 240 fuel |
| DE2236780A1 (de) * | 1972-07-26 | 1974-02-07 | Siemens Ag | Verfahren zum errichten und betreiben von mindestens zwei kernreaktoren |
| US4326919A (en) * | 1977-09-01 | 1982-04-27 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear core arrangement |
-
1981
- 1981-07-27 JP JP56117924A patent/JPS5819592A/ja active Granted
-
1982
- 1982-07-26 US US06/401,747 patent/US4587078A/en not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS54132097A (en) * | 1978-03-30 | 1979-10-13 | Westinghouse Electric Corp | Combined fuel assembly and reactor core |
| JPS55160897A (en) * | 1979-06-01 | 1980-12-15 | Hitachi Ltd | Fast breeder |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US4587078A (en) | 1986-05-06 |
| JPS5819592A (ja) | 1983-02-04 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP3037717B2 (ja) | 原子炉の燃料集合体 | |
| JPH04128688A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH0378600B2 (ja) | ||
| JPH0536757B2 (ja) | ||
| JPH07119818B2 (ja) | 燃料集合体および原子炉 | |
| JP2510612B2 (ja) | 原子炉の炉心及び原子炉の初装荷炉心 | |
| JP3874466B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JP3124046B2 (ja) | 軽水炉の燃料集合体群 | |
| JP3948153B2 (ja) | 燃料集合体及び沸騰水型原子炉炉心並びにその運転方法 | |
| JP2765848B2 (ja) | 沸騰水型原子炉及びその燃料装荷方法 | |
| JP2610254B2 (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| EP0097372B1 (en) | Fast breeder nuclear reactor | |
| JPH01153996A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPS6361990A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH04370792A (ja) | 燃料集合体 | |
| JP2972917B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JP2625404B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JPS5821191A (ja) | 高速増殖炉 | |
| JP3943624B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH02232595A (ja) | 沸騰水型原子炉の燃料装荷方法 | |
| JP2538561B2 (ja) | 原子炉用燃料集合体 | |
| JPH04122888A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH0322599B2 (ja) | ||
| JPH05142371A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH01109296A (ja) | 燃料集合体 |