JPH04268489A - 高速増殖炉の炉心及び使用する燃料集合体、制御棒集合体並びに超ウラン元素廃棄物の消滅方法 - Google Patents
高速増殖炉の炉心及び使用する燃料集合体、制御棒集合体並びに超ウラン元素廃棄物の消滅方法Info
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- JPH04268489A JPH04268489A JP3029788A JP2978891A JPH04268489A JP H04268489 A JPH04268489 A JP H04268489A JP 3029788 A JP3029788 A JP 3029788A JP 2978891 A JP2978891 A JP 2978891A JP H04268489 A JPH04268489 A JP H04268489A
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Classifications
-
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Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- 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
【産業上の利用分野】本発明は高速増殖炉に係り、特に
超ウラン元素廃棄物の消滅方法に関する。
超ウラン元素廃棄物の消滅方法に関する。
【従来の技術】原子炉の使用済み燃料に含まれる高レベ
ル放射性廃棄物の中で超ウラン元素（Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍ
，Ｃｍの同位体元素、Ｔｒａｎｓｕｒａｎｉｕｍ：以下
、ＴＲＵと称す）は、半減期が１００万年程度と極めて
長いものである。我が国では、この高レベル放射性廃棄
物をガラス固化体に封じ込めて地層処分とすることを基
本的な方針としているが、半減期が極めて長いという上
述の理由で、管理上、不確定性が大きい。上記の対策と
しては、使用済み燃料の中からＴＲＵを分離して原子炉
炉心に装荷し、炉心の中性子を利用して半減期の短い核
種に核変壊する方法が検討されている。また、ＴＲＵを
高速増殖炉（以下、ＦＢＲと称す）に装荷してＴＲＵを
消滅させる方法が考えられている。ＴＲＵの主要な核的
な特徴は、核分裂反応が中性子エネルギーの数百ＫｅＶ
にしきい値を持つしきい反応であることと、中性子捕獲
断面積が共鳴領域から１ＭｅＶ以下までの中性子エネル
ギー領域においては２３８Ｕに比べて２〜１０倍大きい
ことである。したがって、ＴＲＵをＦＢＲに装荷した場
合は、高エネルギー領域における中性子の核分裂効果に
よって、燃料物質としての利用をはかった上で、ＴＲＵ
消滅を実現させることができる。ＴＲＵをＦＢＲに装荷
する方法は、例えば特開平２−１８４７９２号公報に開
示されている。この方法では、ＦＢＲの炉心を内側と外
側に分けて、ＴＲＵの同位体組成を領域間で変えること
によって炉心径方向の出力分布の平坦化をはかっている
。なおこの種の装置の関連技術としては特開平１−２６
３５９１号公報に開示されている。
ル放射性廃棄物の中で超ウラン元素（Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍ
，Ｃｍの同位体元素、Ｔｒａｎｓｕｒａｎｉｕｍ：以下
、ＴＲＵと称す）は、半減期が１００万年程度と極めて
長いものである。我が国では、この高レベル放射性廃棄
物をガラス固化体に封じ込めて地層処分とすることを基
本的な方針としているが、半減期が極めて長いという上
述の理由で、管理上、不確定性が大きい。上記の対策と
しては、使用済み燃料の中からＴＲＵを分離して原子炉
炉心に装荷し、炉心の中性子を利用して半減期の短い核
種に核変壊する方法が検討されている。また、ＴＲＵを
高速増殖炉（以下、ＦＢＲと称す）に装荷してＴＲＵを
消滅させる方法が考えられている。ＴＲＵの主要な核的
な特徴は、核分裂反応が中性子エネルギーの数百ＫｅＶ
にしきい値を持つしきい反応であることと、中性子捕獲
断面積が共鳴領域から１ＭｅＶ以下までの中性子エネル
ギー領域においては２３８Ｕに比べて２〜１０倍大きい
ことである。したがって、ＴＲＵをＦＢＲに装荷した場
合は、高エネルギー領域における中性子の核分裂効果に
よって、燃料物質としての利用をはかった上で、ＴＲＵ
消滅を実現させることができる。ＴＲＵをＦＢＲに装荷
する方法は、例えば特開平２−１８４７９２号公報に開
示されている。この方法では、ＦＢＲの炉心を内側と外
側に分けて、ＴＲＵの同位体組成を領域間で変えること
によって炉心径方向の出力分布の平坦化をはかっている
。なおこの種の装置の関連技術としては特開平１−２６
３５９１号公報に開示されている。
【発明が解決しようとする課題】上記従来技術を実現す
るためには、使用済み燃料の再処理工程において、ＴＲ
Ｕを他の重金属元素（Ｕ，Ｐｕ）と分離した後、更にＴ
ＲＵの同位体組成比を変えるための新しい工程が必要と
なり、ＴＲＵを富化する燃料集合体の数及び種類が多数
必要となる。本発明の目的は、ＴＲＵを富化する燃料集
合体の数及び種類を増やさずに、出力分布の平坦化とＴ
ＲＵの消滅をはかることのできる炉心燃料とその方法を
提供することにある。
るためには、使用済み燃料の再処理工程において、ＴＲ
Ｕを他の重金属元素（Ｕ，Ｐｕ）と分離した後、更にＴ
ＲＵの同位体組成比を変えるための新しい工程が必要と
なり、ＴＲＵを富化する燃料集合体の数及び種類が多数
必要となる。本発明の目的は、ＴＲＵを富化する燃料集
合体の数及び種類を増やさずに、出力分布の平坦化とＴ
ＲＵの消滅をはかることのできる炉心燃料とその方法を
提供することにある。
【課題を解決するための手段】上記目的は、次の手段に
より解決することができる。 （１）高速増殖炉の炉心において、核分裂性物質を充填
した多数個の燃料集合体、複数個の制御棒集合体，燃料
親物質に超ウラン元素を富化して得られる物質で構成さ
れる複数個の超ウラン元素混入燃料集合体を有すること
。 （２）（１）において、超ウラン元素混入燃料集合体を
非均質に炉心中央部分に配設すること。 （３）（２）において、超ウラン元素混入燃料集合体の
上端部分を中性子吸収材により構成させること。 （４）高速増殖炉の燃料集合体において、燃料親物質に
超ウラン元素を富化して得られる物質で構成される複数
個の超ウラン元素混入燃料棒と、それらの燃料棒を取り
囲むラッパ管とで構成されてあること。 （５）高速増殖炉の制御棒集合体において、制御棒の先
端部に燃料親物質に超ウラン元素混合燃料領域を有する
こと。 （６）高速増殖炉の炉心において、核分裂性物質を充填
した多数個の燃料集合体及び複数個の制御棒集合体のほ
かに、燃料親物質に超ウラン元素を富化して得られる物
質からなる複数個の超ウラン元素混入燃料集合体を装荷
して構成される燃料を燃焼させることにより超ウラン元
素廃棄物を消滅させる方法を用いること。
より解決することができる。 （１）高速増殖炉の炉心において、核分裂性物質を充填
した多数個の燃料集合体、複数個の制御棒集合体，燃料
親物質に超ウラン元素を富化して得られる物質で構成さ
れる複数個の超ウラン元素混入燃料集合体を有すること
。 （２）（１）において、超ウラン元素混入燃料集合体を
非均質に炉心中央部分に配設すること。 （３）（２）において、超ウラン元素混入燃料集合体の
上端部分を中性子吸収材により構成させること。 （４）高速増殖炉の燃料集合体において、燃料親物質に
超ウラン元素を富化して得られる物質で構成される複数
個の超ウラン元素混入燃料棒と、それらの燃料棒を取り
囲むラッパ管とで構成されてあること。 （５）高速増殖炉の制御棒集合体において、制御棒の先
端部に燃料親物質に超ウラン元素混合燃料領域を有する
こと。 （６）高速増殖炉の炉心において、核分裂性物質を充填
した多数個の燃料集合体及び複数個の制御棒集合体のほ
かに、燃料親物質に超ウラン元素を富化して得られる物
質からなる複数個の超ウラン元素混入燃料集合体を装荷
して構成される燃料を燃焼させることにより超ウラン元
素廃棄物を消滅させる方法を用いること。
【作用】図２は、電気出力１０００ＭＷｅ級の大型ＦＢ
Ｒの混合酸化物燃料、すなわちＭＯＸ（＝ＰｕＯ２＋Ｕ
Ｏ２）燃料〔以下、ＭＯＸ燃料と称す〕と、表１に示す
軽水炉（１０００ＭＷｅ、取出し燃焼度３３ＧＷｄ／ｔ
）の使用済み燃料から取り出したＴＲＵをＭＯＸ燃料に
富化して得られる燃料の中性子無限増倍率（ｋ∞）と燃
焼度依存性との関係を示した図である。ＴＲＵの富化度
が大きくなるにつれて、燃焼初期のｋ∞は小さく、逆に
燃焼が進んだ時点のｋ∞は大きくなっている。これは、
ＴＲＵを混入すると燃焼初期において、ＴＲＵの約８０
％を占める２３７Ｎｐの中性子捕獲断面積が２３８Ｕよ
りも大きいことと、捕獲反応で核分裂性核種２３８Ｐｕ
，２３９Ｐｕが生成され、増殖比が増加する効果に起因
している。
Ｒの混合酸化物燃料、すなわちＭＯＸ（＝ＰｕＯ２＋Ｕ
Ｏ２）燃料〔以下、ＭＯＸ燃料と称す〕と、表１に示す
軽水炉（１０００ＭＷｅ、取出し燃焼度３３ＧＷｄ／ｔ
）の使用済み燃料から取り出したＴＲＵをＭＯＸ燃料に
富化して得られる燃料の中性子無限増倍率（ｋ∞）と燃
焼度依存性との関係を示した図である。ＴＲＵの富化度
が大きくなるにつれて、燃焼初期のｋ∞は小さく、逆に
燃焼が進んだ時点のｋ∞は大きくなっている。これは、
ＴＲＵを混入すると燃焼初期において、ＴＲＵの約８０
％を占める２３７Ｎｐの中性子捕獲断面積が２３８Ｕよ
りも大きいことと、捕獲反応で核分裂性核種２３８Ｐｕ
，２３９Ｐｕが生成され、増殖比が増加する効果に起因
している。
【表１】
次に、炉心がＭＯＸ燃料よりなる炉心領域と燃料親物質
（例えば劣化ウラン）にＴＲＵを富化したＴＲＵ混入燃
料集合体よりなるＴＲＵ混入領域とから構成される場合
の作用について説明する。図３は、電気出力１０００Ｍ
Ｗｅ級の大型ＦＢＲにおいて、炉心燃料の７％をＴＲＵ
混入燃料集合体とした場合の炉心燃料領域とＴＲＵ混入
領域における中性子生成反応率と中性子吸収反応率の比
率（η）の燃焼度依存性を示した図である。ＴＲＵを混
入した場合の炉心平均のＰｕ富化度は１８．３％、ＴＲ
Ｕ富化度は５％である。この図からわかるようにＴＲＵ
混入領域のη値３２は燃焼初期には０．５と小さいが燃
焼が進むにつれて大きくなり、１６０ＧＷｄ／ｔ程度で
炉心燃料のη値３１とほぼ同じになっている。この理由
は、上述のように、ＴＲＵ混入燃料集合体中のＴＲＵ約
８０％を占める２３７Ｎｐの燃焼初期における中性子捕
獲と、それに伴って増殖比が増加することによる。更に
、本発明では、燃料装荷時においてＴＲＵ混入燃料集合
体内にはＰｕが存在せず、 ２３８Ｕによる中性子捕
獲反応による炉心の反応度低減効果が支配的であるため
に、ηが１を大きく下回っている。図４に、本発明のＴ
ＲＵ混入燃料集合体を非均質装荷した場合４１とＴＲＵ
混入燃料集合体を炉心燃料に均質に装荷した場合４２の
燃料格子の中性子無限増倍率（ｋ∞）の燃料度依存性を
比較して示す。いずれの場合も炉心平均の富化度は約１
８％、ＴＲＵの富化度は５％である。燃焼初期において
は、ＴＲＵ非均質装荷の場合の方がＴＲＵ均質装荷の場
合より中性子無限増倍率（ｋ∞）がわずかに大きくなる
が、運転サイクル末期にはほぼ同じ反応度特性が得られ
ている。また、図５はＴＲＵ混入燃料集合体内のＴＲＵ
富化度を変えた場合のＴＲＵ混入燃料集合体の出力密度
と炉心平均の出力密度の比の燃焼度依存性を示したもの
である。この図からわかるように、例えば炉心平均のＴ
ＲＵ富化度を７％とした場合、燃焼初期におけるＴＲＵ
混入燃料集合体の出力密度は炉心平均の出力密度の半分
以下に抑えられている。以上のような作用を示すので、
本発明になるＴＲＵ混入燃料集合体を出力ピークが発生
する位置に配置することによって、炉心の余剰反応度を
低減し、かつ出力分布の平坦化をはかることができる。
（例えば劣化ウラン）にＴＲＵを富化したＴＲＵ混入燃
料集合体よりなるＴＲＵ混入領域とから構成される場合
の作用について説明する。図３は、電気出力１０００Ｍ
Ｗｅ級の大型ＦＢＲにおいて、炉心燃料の７％をＴＲＵ
混入燃料集合体とした場合の炉心燃料領域とＴＲＵ混入
領域における中性子生成反応率と中性子吸収反応率の比
率（η）の燃焼度依存性を示した図である。ＴＲＵを混
入した場合の炉心平均のＰｕ富化度は１８．３％、ＴＲ
Ｕ富化度は５％である。この図からわかるようにＴＲＵ
混入領域のη値３２は燃焼初期には０．５と小さいが燃
焼が進むにつれて大きくなり、１６０ＧＷｄ／ｔ程度で
炉心燃料のη値３１とほぼ同じになっている。この理由
は、上述のように、ＴＲＵ混入燃料集合体中のＴＲＵ約
８０％を占める２３７Ｎｐの燃焼初期における中性子捕
獲と、それに伴って増殖比が増加することによる。更に
、本発明では、燃料装荷時においてＴＲＵ混入燃料集合
体内にはＰｕが存在せず、 ２３８Ｕによる中性子捕
獲反応による炉心の反応度低減効果が支配的であるため
に、ηが１を大きく下回っている。図４に、本発明のＴ
ＲＵ混入燃料集合体を非均質装荷した場合４１とＴＲＵ
混入燃料集合体を炉心燃料に均質に装荷した場合４２の
燃料格子の中性子無限増倍率（ｋ∞）の燃料度依存性を
比較して示す。いずれの場合も炉心平均の富化度は約１
８％、ＴＲＵの富化度は５％である。燃焼初期において
は、ＴＲＵ非均質装荷の場合の方がＴＲＵ均質装荷の場
合より中性子無限増倍率（ｋ∞）がわずかに大きくなる
が、運転サイクル末期にはほぼ同じ反応度特性が得られ
ている。また、図５はＴＲＵ混入燃料集合体内のＴＲＵ
富化度を変えた場合のＴＲＵ混入燃料集合体の出力密度
と炉心平均の出力密度の比の燃焼度依存性を示したもの
である。この図からわかるように、例えば炉心平均のＴ
ＲＵ富化度を７％とした場合、燃焼初期におけるＴＲＵ
混入燃料集合体の出力密度は炉心平均の出力密度の半分
以下に抑えられている。以上のような作用を示すので、
本発明になるＴＲＵ混入燃料集合体を出力ピークが発生
する位置に配置することによって、炉心の余剰反応度を
低減し、かつ出力分布の平坦化をはかることができる。
【実施例】以下、本発明の実施例を説明する。なお、本
発明で使用するＴＲＵは電気出力１０００ＭＷｅ級の軽
水炉から燃焼度３３ＧＷｄ／ｔで取り出された使用済み
燃料を再処理して得られる表１で示した組成のものを用
いた。図１に、本発明になる第１の実施例の炉心横断面
図を示す。炉心の電気出力は１０００ＭＷｅ級、運転期
間は１２ケ月、燃料の取出し燃焼度は１００ＧＷｄ／ｔ
である。図１において、１１は炉心、１２は炉心燃料集
合体、１３はＴＲＵ混入燃料集合体、１４は制御棒集合
体、１５は半径方向ブランケット燃料集合体を示してい
る。すなわち、炉心１１は３０６体の炉心燃料集合体１
２，４８体のＴＲＵ燃料集合体１３、１３体の制御棒集
合体１４及び１５０体の半径方向ブランケット集合体１
５とから構成されている。炉心燃料集合体１２のプルト
ニウム富化度は２１％、ＴＲＵ混入燃料集合体１３は燃
料親物質であるウラン２３８を主成分とする燃料親物質
にＴＲＵを７４％富化してある。炉心平均のプルトニウ
ム富化度は約１８％、炉心平均のＴＲＵ富化度は約１０
％である。なお、本実施例の場合、ＴＲＵ消滅量は１年
当たり約３７０ｋｇとなり、同出力規模の軽水炉１４．
６基から発生する廃棄物ＴＲＵを毎年消滅処理できるこ
とに相当する。本実施例を、同量のＴＲＵ炉心の全ての
燃料集合体にＴＲＵを装荷する同出力規模の炉心と比べ
ると、ＴＲＵを混入する燃料集合体は個数にして約１／
７に削減される。ＴＲＵ混入燃料集合体を用いる場合放
射線遮蔽及び除熱対策等について通常のＭＯＸ燃料集合
体を用いる場合と比べて特別な製造，加工及び貯蔵施設
が必要となるので、本実施例によって大幅なコスト低減
がはかれる。図６に、本実施例の炉心の燃料集合体軸方
向積算出力の相対値の炉心半径方向分布を示す。この図
において、６１は全ての燃料集合体にＴＲＵを均質に装
荷した場合の出力分布、６２は本発明の第１の実施例の
出力分布、６３，６４はそれぞれ本発明の場合のＴＲＵ
混入領域及び炉心燃料領域、６５は半径方向ブランケッ
ト燃料集合体領域をそれぞれ示している。比較のために
、全ての燃料集合体にＴＲＵを均質に装荷した炉心の出
力分布６１を示したが、本発明により一種類の炉心燃料
集合体及び一種類のＴＲＵ混入燃料集合体によって出力
分布の平坦化をはかることができる。これは図５に示し
たように、ＴＲＵ混入燃料集合体の出力密度が炉心平均
の７０％程度と小さくなっていることによる。一般にＴ
ＲＵを混入すると燃料の熱伝導率が小さくなるので熱的
余裕は小さくなるが、本発明では上述の理由によりＴＲ
Ｕ均質装荷の場合に比べてＴＲＵ混入燃料集合体の熱的
余裕が３０％程度向上し、運転余裕が増加する。また、
ＴＲＵ混入燃料集合体の出力が炉心燃料集合体の出力よ
りも低く抑えられるので、スクラム失敗冷却材流量喪失
事象（以下、ＵＬＯＦと称す）又はスクラム失敗過渡過
出力事象（以下、ＵＴＯＰと称す）等の異常な過渡変化
時にＴＲＵ混入燃料集合体の中を流れるナトリウムの沸
騰に対する余裕は前述のＴＲＵ均質装荷法の場合よりも
大きい。したがって、異常な過途変化時に炉心に投入さ
れる正の反応度は、従来発明（特開平２−１８４７９２
号公報参照）と比べて小さく、安全性は高い。また、本
発明のように、ウラン２３８を主成分とする燃料親物質
にＴＲＵを混入した燃料集合体の反応度は、図３のＴＲ
Ｕ混入燃料集合体のη値３２からわかるように燃焼初期
には負で、燃焼とともに大きくなる。したがって、燃焼
初期の余剰反応度は小さくなり、反応度制御に要する制
御棒本数を減らすことができる。一方、従来の発明（特
開平１−２６３５９１号公報参照）では、制御棒に付設
してあるＴＲＵ領域の反応度価値は正であるので、中性
子吸収材（Ｂ４Ｃ）を炉心に挿入する反応度制御を併用
する必要があり、本発明の方が制御棒操作が簡素化でき
る。本発明になる第２の実施例を図７及び図８を用いて
説明する。図７，図８は、それぞれ本発明になる第２の
実施例を示す電気出力１０００ＭＷｅの大型ＦＢＲにＴ
ＲＵを非均質装荷した炉心の横断面図及び説明図である
。これらの図において、８１は軸方向ブランケット、８
２は炉心燃料領域、８３はＴＲＵ領域、８４はＢ４Ｃ領
域、８５はガスプレナム領域を示している。そのほかは
前出の符号である。本実施例は、中性子吸収材であるＢ
４Ｃを充填した領域８４と、ガスプレナム領域８５とか
ら構成される１２本の制御棒集合体１４と、Ｂ４Ｃ領域
８４の先端に炉心燃料領域８２と同じ長さのＴＲＵ領域
８３を配置した構成をもつ２５体のＴＲＵ混入燃料集合
体１３、更に３５４体の炉心燃料集合体１２から構成さ
れている。ＴＲＵ混入燃料集合体１３において、親物質
燃料（劣化ウラン）にはＴＲＵを７５％富化し、また炉
心燃料集合体のプルトニウム富化度は１９．６％である
。炉心平均のＴＲＵ及びプルトニウム富化度はそれぞれ
５％，１８．３％となっている。本実施例では、ＴＲＵ
混入燃料集合体１３は炉心燃料領域８２に出し入れ可能
となっており、運転時にはＴＲＵ領域８３を炉心燃料領
域８２内に挿入し、またスクラム時にはＢ４Ｃ領域８４
を炉心燃料領域８２内に挿入して炉停止をはかることが
できる。ＴＲＵを装荷しないＦＢＲの場合やＴＲＵを炉
心燃料に均質装荷する場合に比べて、本来出力が生じな
い制御棒集合体の位置に配置されているＴＲＵ混入燃料
集合体１３のＴＲＵ領域８３の出力密度は、運転サイク
ル初期において図５に示したように炉心平均の５０％程
度となる。したがって、本実施例における炉心平均出力
密度は、制御棒集合体領域で出力の発生することがない
炉心の場合と比べて３．４％小さくなり、出力密度に余
裕が生じ、炉心燃料集合体１２を１２体削減することが
できる。図７及び図８は、ＴＲＵ混入燃料集合体１３の
ほかに、制御棒集合体１４を併用して炉心の制御・運転
を行う場合の例を示しているが、制御棒集合体１４の代
りにＴＲＵ混入燃料集合体１３のみを用いることも可能
である。ＦＢＲの安全性を考える上で、ＵＬＯＦ又はＵ
ＴＯＰ等の発生時に冷却材であるナトリウムが沸騰して
ボイドが発生した場合に炉心に投入される反応度（ナト
リウムボイド反応度）が重要となる。一般に、ＦＢＲの
炉心にＴＲＵを混入すると、ナトリウム喪失時における
中性子エネルギーの高エネルギー側へのシフトに伴うＴ
ＲＵの中性子捕獲断面積の減少と高速核分裂効果によっ
て、ナトリウムボイド反応度は正側に大きくなる。した
がって、本実施例と同量のＴＲＵを炉心に均質に装荷し
た場合と、本実施例の場合のナトリウムボイド反応度を
、ＴＲＵ存在量が最も多い燃焼初期で比較してみた。そ
の結果、前述のように、ＴＲＵを非均質に装荷する本実
施例では、燃焼初期にＴＲＵ混入燃料集合体１３の出力
密度は炉心平均値の約５０％と小さいので、ボイドは炉
心燃料領域８２のみで発生するのに対し、ＴＲＵをすべ
ての炉心燃料に均質に装荷した場合にはＴＲＵ装荷燃料
領域でボイドが発生する。このような条件下では、本実
施例の場合のナトリウムボイド反応度はＴＲＵ均質装荷
の場合に比べてその絶対値を約３０％低減することがで
きる。また本実施例によるＴＲＵ消滅量は、１年当たり
約２４０ｋｇとなり、同出力規模の９．５基の軽水炉か
ら発生する廃棄物ＴＲＵを毎年消滅処理できることに相
当する。本発明になる第３の実施例は、図１で示した第
１の実施例に図７及び図８で示した第２の実施例を組合
せた場合である。すなわち、炉心燃料集合体１２と同様
のＴＲＵ混入燃料集合体１３と、運転期間中に炉心内に
出し入れ可能で制御棒集合体１４としての役割を果たせ
るＴＲＵ混入燃料集合体１３を組み合わせて炉心の出力
分布を平坦化することもできる。以上の実施例では、軽
水炉の使用済み燃料から取り出された組成をもつ超ウラ
ン元素を使用しているが、ＦＢＲの使用済み燃料から取
り出された組成をもつ超ウラン元素を使用しても同様の
効果が得られる。
発明で使用するＴＲＵは電気出力１０００ＭＷｅ級の軽
水炉から燃焼度３３ＧＷｄ／ｔで取り出された使用済み
燃料を再処理して得られる表１で示した組成のものを用
いた。図１に、本発明になる第１の実施例の炉心横断面
図を示す。炉心の電気出力は１０００ＭＷｅ級、運転期
間は１２ケ月、燃料の取出し燃焼度は１００ＧＷｄ／ｔ
である。図１において、１１は炉心、１２は炉心燃料集
合体、１３はＴＲＵ混入燃料集合体、１４は制御棒集合
体、１５は半径方向ブランケット燃料集合体を示してい
る。すなわち、炉心１１は３０６体の炉心燃料集合体１
２，４８体のＴＲＵ燃料集合体１３、１３体の制御棒集
合体１４及び１５０体の半径方向ブランケット集合体１
５とから構成されている。炉心燃料集合体１２のプルト
ニウム富化度は２１％、ＴＲＵ混入燃料集合体１３は燃
料親物質であるウラン２３８を主成分とする燃料親物質
にＴＲＵを７４％富化してある。炉心平均のプルトニウ
ム富化度は約１８％、炉心平均のＴＲＵ富化度は約１０
％である。なお、本実施例の場合、ＴＲＵ消滅量は１年
当たり約３７０ｋｇとなり、同出力規模の軽水炉１４．
６基から発生する廃棄物ＴＲＵを毎年消滅処理できるこ
とに相当する。本実施例を、同量のＴＲＵ炉心の全ての
燃料集合体にＴＲＵを装荷する同出力規模の炉心と比べ
ると、ＴＲＵを混入する燃料集合体は個数にして約１／
７に削減される。ＴＲＵ混入燃料集合体を用いる場合放
射線遮蔽及び除熱対策等について通常のＭＯＸ燃料集合
体を用いる場合と比べて特別な製造，加工及び貯蔵施設
が必要となるので、本実施例によって大幅なコスト低減
がはかれる。図６に、本実施例の炉心の燃料集合体軸方
向積算出力の相対値の炉心半径方向分布を示す。この図
において、６１は全ての燃料集合体にＴＲＵを均質に装
荷した場合の出力分布、６２は本発明の第１の実施例の
出力分布、６３，６４はそれぞれ本発明の場合のＴＲＵ
混入領域及び炉心燃料領域、６５は半径方向ブランケッ
ト燃料集合体領域をそれぞれ示している。比較のために
、全ての燃料集合体にＴＲＵを均質に装荷した炉心の出
力分布６１を示したが、本発明により一種類の炉心燃料
集合体及び一種類のＴＲＵ混入燃料集合体によって出力
分布の平坦化をはかることができる。これは図５に示し
たように、ＴＲＵ混入燃料集合体の出力密度が炉心平均
の７０％程度と小さくなっていることによる。一般にＴ
ＲＵを混入すると燃料の熱伝導率が小さくなるので熱的
余裕は小さくなるが、本発明では上述の理由によりＴＲ
Ｕ均質装荷の場合に比べてＴＲＵ混入燃料集合体の熱的
余裕が３０％程度向上し、運転余裕が増加する。また、
ＴＲＵ混入燃料集合体の出力が炉心燃料集合体の出力よ
りも低く抑えられるので、スクラム失敗冷却材流量喪失
事象（以下、ＵＬＯＦと称す）又はスクラム失敗過渡過
出力事象（以下、ＵＴＯＰと称す）等の異常な過渡変化
時にＴＲＵ混入燃料集合体の中を流れるナトリウムの沸
騰に対する余裕は前述のＴＲＵ均質装荷法の場合よりも
大きい。したがって、異常な過途変化時に炉心に投入さ
れる正の反応度は、従来発明（特開平２−１８４７９２
号公報参照）と比べて小さく、安全性は高い。また、本
発明のように、ウラン２３８を主成分とする燃料親物質
にＴＲＵを混入した燃料集合体の反応度は、図３のＴＲ
Ｕ混入燃料集合体のη値３２からわかるように燃焼初期
には負で、燃焼とともに大きくなる。したがって、燃焼
初期の余剰反応度は小さくなり、反応度制御に要する制
御棒本数を減らすことができる。一方、従来の発明（特
開平１−２６３５９１号公報参照）では、制御棒に付設
してあるＴＲＵ領域の反応度価値は正であるので、中性
子吸収材（Ｂ４Ｃ）を炉心に挿入する反応度制御を併用
する必要があり、本発明の方が制御棒操作が簡素化でき
る。本発明になる第２の実施例を図７及び図８を用いて
説明する。図７，図８は、それぞれ本発明になる第２の
実施例を示す電気出力１０００ＭＷｅの大型ＦＢＲにＴ
ＲＵを非均質装荷した炉心の横断面図及び説明図である
。これらの図において、８１は軸方向ブランケット、８
２は炉心燃料領域、８３はＴＲＵ領域、８４はＢ４Ｃ領
域、８５はガスプレナム領域を示している。そのほかは
前出の符号である。本実施例は、中性子吸収材であるＢ
４Ｃを充填した領域８４と、ガスプレナム領域８５とか
ら構成される１２本の制御棒集合体１４と、Ｂ４Ｃ領域
８４の先端に炉心燃料領域８２と同じ長さのＴＲＵ領域
８３を配置した構成をもつ２５体のＴＲＵ混入燃料集合
体１３、更に３５４体の炉心燃料集合体１２から構成さ
れている。ＴＲＵ混入燃料集合体１３において、親物質
燃料（劣化ウラン）にはＴＲＵを７５％富化し、また炉
心燃料集合体のプルトニウム富化度は１９．６％である
。炉心平均のＴＲＵ及びプルトニウム富化度はそれぞれ
５％，１８．３％となっている。本実施例では、ＴＲＵ
混入燃料集合体１３は炉心燃料領域８２に出し入れ可能
となっており、運転時にはＴＲＵ領域８３を炉心燃料領
域８２内に挿入し、またスクラム時にはＢ４Ｃ領域８４
を炉心燃料領域８２内に挿入して炉停止をはかることが
できる。ＴＲＵを装荷しないＦＢＲの場合やＴＲＵを炉
心燃料に均質装荷する場合に比べて、本来出力が生じな
い制御棒集合体の位置に配置されているＴＲＵ混入燃料
集合体１３のＴＲＵ領域８３の出力密度は、運転サイク
ル初期において図５に示したように炉心平均の５０％程
度となる。したがって、本実施例における炉心平均出力
密度は、制御棒集合体領域で出力の発生することがない
炉心の場合と比べて３．４％小さくなり、出力密度に余
裕が生じ、炉心燃料集合体１２を１２体削減することが
できる。図７及び図８は、ＴＲＵ混入燃料集合体１３の
ほかに、制御棒集合体１４を併用して炉心の制御・運転
を行う場合の例を示しているが、制御棒集合体１４の代
りにＴＲＵ混入燃料集合体１３のみを用いることも可能
である。ＦＢＲの安全性を考える上で、ＵＬＯＦ又はＵ
ＴＯＰ等の発生時に冷却材であるナトリウムが沸騰して
ボイドが発生した場合に炉心に投入される反応度（ナト
リウムボイド反応度）が重要となる。一般に、ＦＢＲの
炉心にＴＲＵを混入すると、ナトリウム喪失時における
中性子エネルギーの高エネルギー側へのシフトに伴うＴ
ＲＵの中性子捕獲断面積の減少と高速核分裂効果によっ
て、ナトリウムボイド反応度は正側に大きくなる。した
がって、本実施例と同量のＴＲＵを炉心に均質に装荷し
た場合と、本実施例の場合のナトリウムボイド反応度を
、ＴＲＵ存在量が最も多い燃焼初期で比較してみた。そ
の結果、前述のように、ＴＲＵを非均質に装荷する本実
施例では、燃焼初期にＴＲＵ混入燃料集合体１３の出力
密度は炉心平均値の約５０％と小さいので、ボイドは炉
心燃料領域８２のみで発生するのに対し、ＴＲＵをすべ
ての炉心燃料に均質に装荷した場合にはＴＲＵ装荷燃料
領域でボイドが発生する。このような条件下では、本実
施例の場合のナトリウムボイド反応度はＴＲＵ均質装荷
の場合に比べてその絶対値を約３０％低減することがで
きる。また本実施例によるＴＲＵ消滅量は、１年当たり
約２４０ｋｇとなり、同出力規模の９．５基の軽水炉か
ら発生する廃棄物ＴＲＵを毎年消滅処理できることに相
当する。本発明になる第３の実施例は、図１で示した第
１の実施例に図７及び図８で示した第２の実施例を組合
せた場合である。すなわち、炉心燃料集合体１２と同様
のＴＲＵ混入燃料集合体１３と、運転期間中に炉心内に
出し入れ可能で制御棒集合体１４としての役割を果たせ
るＴＲＵ混入燃料集合体１３を組み合わせて炉心の出力
分布を平坦化することもできる。以上の実施例では、軽
水炉の使用済み燃料から取り出された組成をもつ超ウラ
ン元素を使用しているが、ＦＢＲの使用済み燃料から取
り出された組成をもつ超ウラン元素を使用しても同様の
効果が得られる。
【発明の効果】本発明によれば、ＴＲＵ混入燃料集合体
の数をＴＲＵを均質装荷する場合に比べて大幅に削減で
き、燃料集合体の製造コストの低減を実現することがで
きる。また一種類の炉心燃料集合体と炉心中央部分に多
く装荷したＴＲＵ混入燃料集合体により炉心の半径方向
出力分布を平坦化することができる。更に、ＴＲＵ混入
燃料集合体の出力密度は、燃焼初期において炉心燃料の
５０％程度に抑えられるので制御棒として利用でき、ま
た本発明の場合と同量のＴＲＵを全ての炉心燃料集合体
に均質に装荷した場合に比べて、ナトリウムボイド反応
度の絶対値を約３０％低減でき、安全性が向上する。
の数をＴＲＵを均質装荷する場合に比べて大幅に削減で
き、燃料集合体の製造コストの低減を実現することがで
きる。また一種類の炉心燃料集合体と炉心中央部分に多
く装荷したＴＲＵ混入燃料集合体により炉心の半径方向
出力分布を平坦化することができる。更に、ＴＲＵ混入
燃料集合体の出力密度は、燃焼初期において炉心燃料の
５０％程度に抑えられるので制御棒として利用でき、ま
た本発明の場合と同量のＴＲＵを全ての炉心燃料集合体
に均質に装荷した場合に比べて、ナトリウムボイド反応
度の絶対値を約３０％低減でき、安全性が向上する。
【図１】本発明の第１の実施例の横断面図である。
【図２】中性子無限増倍率の燃焼度依存性を示す特性図
である。
である。
【図３】中性子生成反応率と中性子吸収反応率との比率
（η）の燃焼度依存性を示す特性図である。
（η）の燃焼度依存性を示す特性図である。
【図４】中性子無限増倍率の燃焼度依存性を示す特性図
である。
である。
【図５】ＴＲＵ混入燃料の出力密度と炉心平均出力密度
との比の炉心燃焼度依存性を示す特性図である。
との比の炉心燃焼度依存性を示す特性図である。
【図６】燃料集合体軸方向積算出力の炉心半径方向分布
に関する図である。
に関する図である。
【図７】本発明の第２の実施例の横断面図である。
【図８】本発明の第２の実施例の説明図である。
１１ 炉心
１２ 炉心燃料集合体
１３ ＴＲＵ混入燃料集合体
１４ 制御棒集合体
１５ 半径方向ブランケット燃料集合体６１ 炉心
燃料にＴＲＵを均質に装荷した場合の出力分布 ６２ 本発明の第１の実施例の出力分布６３ ＴＲ
Ｕ混入領域 ６４ 炉心燃料領域 ６５ 半径方向ブランケット領域 ８１ 軸方向ブランケット ８２ 炉心燃料領域 ８３ ＴＲＵ領域 ８４ Ｂ４Ｃ領域 ８５ ガスプレナム領域
燃料にＴＲＵを均質に装荷した場合の出力分布 ６２ 本発明の第１の実施例の出力分布６３ ＴＲ
Ｕ混入領域 ６４ 炉心燃料領域 ６５ 半径方向ブランケット領域 ８１ 軸方向ブランケット ８２ 炉心燃料領域 ８３ ＴＲＵ領域 ８４ Ｂ４Ｃ領域 ８５ ガスプレナム領域
Claims (6)
- 【請求項１】 核分裂性物質を充填してなる多数個の
燃料集合体、複数個の制御棒集合体，燃料親物質に超ウ
ラン元素を富化して得られる物質で構成される複数個の
超ウラン元素混入燃料集合体を有してなることを特徴と
する高速増殖炉の炉心。 - 【請求項２】 前記高速増殖炉の運転期間中において
、前記超ウラン元素混入燃料集合体を前記炉心内に出し
入れさせる手段を有してなる請求項１記載の高速増殖炉
の炉心。 - 【請求項３】 前記超ウラン元素混入燃料集合体の上
端部分が中性子吸収材により構成されてなる請求項２記
載の高速増殖炉の炉心。 - 【請求項４】 燃料親物質に超ウラン元素を富化して
得られる物質で構成される複数個の超ウラン元素混入燃
料棒と該複数個の超ウラン元素混入燃料棒を取り囲むラ
ッパ管により構成されることを特徴とする高速増殖炉の
燃料集合体。 - 【請求項５】 制御棒の先端部に燃料親物質に超ウラ
ン元素を富化して得られる物質で構成される超ウラン元
素混入燃料領域を有してなることを特徴とする高速増殖
炉の制御棒集合体。 - 【請求項６】 高速増殖炉の炉心において、核分裂性
物質を充填してなる多数個の燃料集合体及び複数個の制
御棒集合体のほかに、燃料親物質に超ウラン元素を富化
して得られる物質からなる複数個の超ウラン元素混入燃
料集合体を装荷して構成される燃料を燃焼させることに
より、超ウラン元素廃棄物を消滅させることを特徴とす
る超ウラン元素廃棄物の消滅方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3029788A JPH04268489A (ja) | 1991-02-25 | 1991-02-25 | 高速増殖炉の炉心及び使用する燃料集合体、制御棒集合体並びに超ウラン元素廃棄物の消滅方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3029788A JPH04268489A (ja) | 1991-02-25 | 1991-02-25 | 高速増殖炉の炉心及び使用する燃料集合体、制御棒集合体並びに超ウラン元素廃棄物の消滅方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04268489A true JPH04268489A (ja) | 1992-09-24 |
Family
ID=12285739
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3029788A Pending JPH04268489A (ja) | 1991-02-25 | 1991-02-25 | 高速増殖炉の炉心及び使用する燃料集合体、制御棒集合体並びに超ウラン元素廃棄物の消滅方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04268489A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2712724A1 (fr) * | 1993-11-17 | 1995-05-24 | Doryokuro Kakunenryo | CÓoeur de réacteur à neutrons rapides. |
| JP2008216009A (ja) * | 2007-03-02 | 2008-09-18 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 高速炉の炉心及び高速炉の燃料取り扱い方法 |
| CN103474097A (zh) * | 2012-06-06 | 2013-12-25 | 中国核动力研究设计院 | 高快中子注量率堆芯 |
-
1991
- 1991-02-25 JP JP3029788A patent/JPH04268489A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2712724A1 (fr) * | 1993-11-17 | 1995-05-24 | Doryokuro Kakunenryo | CÓoeur de réacteur à neutrons rapides. |
| JP2008216009A (ja) * | 2007-03-02 | 2008-09-18 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 高速炉の炉心及び高速炉の燃料取り扱い方法 |
| CN103474097A (zh) * | 2012-06-06 | 2013-12-25 | 中国核动力研究设计院 | 高快中子注量率堆芯 |
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