JPH05297171A - Fast breeder core - Google Patents
Fast breeder coreInfo
- Publication number
- JPH05297171A JPH05297171A JP4106690A JP10669092A JPH05297171A JP H05297171 A JPH05297171 A JP H05297171A JP 4106690 A JP4106690 A JP 4106690A JP 10669092 A JP10669092 A JP 10669092A JP H05297171 A JPH05297171 A JP H05297171A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- core
- neutron absorbing
- blanket
- absorbing 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.)
- Pending
Links
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
Description
【０００１】[0001]
【産業上の利用分野】本発明はマイナー・アクチノイド
の核分裂性物質（ＦＰ）化による長寿命核種の消滅およ
び冷却材が喪失あるいはボイド化することによる正の反
応度の低減した高速増殖炉用炉心に関する。FIELD OF THE INVENTION The present invention relates to a core for a fast breeder reactor in which the minor actinides are extinguished by fissile materials (FP) and the long-lived nuclides disappear, and the positive reactivity decreases due to the loss or voiding of the coolant. Regarding
【０００２】[0002]
【従来の技術】原子炉から出される使用済燃料の中に
は、半減期が極めて長く短時間では消滅処理させること
ができない、いわゆる超長寿命放射性廃棄物質である核
分裂性物質およびＮｐ，Ａｍ，Ｃｍ等のマイナー・アク
チノイド核種等が存在する。2. Description of the Related Art Among spent fuels emitted from nuclear reactors, fissionable substances and Np, Am, which are so-called ultra-long-lived radioactive waste substances, which have extremely long half lives and cannot be eliminated in a short time, There are minor actinide nuclides such as Cm.
【０００３】これらのマイナー・アクチノイド核種の半
減期は極めて長く、核変換等により半減期の短い核種に
変換し、短期間で消滅処理させることが望まれている。The half-lives of these minor actinide nuclides are extremely long, and it is desired to convert them into nuclides having a short half-life by nuclear transmutation and the like, and to eliminate them in a short period of time.
【０００４】そこで従来、このようなマイナー・アクチ
ノイド核種等を消滅処理する技術が種々検討されてお
り、その一つとして、高速増殖炉の炉心に装荷される燃
料集合体中にマイナー・アクチノイド核種を充填し、中
性子吸収等によりＦＰ化および半減期の短い核種に変換
させて消滅させる技術が研究または開発されつつある。Therefore, various techniques for extinguishing such minor actinide nuclides have been studied so far, and as one of them, minor actinide nuclides are contained in the fuel assembly loaded in the core of a fast breeder reactor. Techniques for filling and converting into FPs and nuclides having a short half-life by neutron absorption to eliminate them are being researched or developed.
【０００５】本願発明者らはさきに特願平3-347222号に
よってマイナー・アクチノイドを非均質形状に配置する
超ウラン元素の消滅処理炉心を提案した。The inventors of the present application previously proposed, by Japanese Patent Application No. 3-347222, a core for annihilation of transuranic elements in which minor actinides are arranged in a non-homogeneous shape.
【０００６】すなわち、高速中性子により主に核分裂が
起こされ、かつ炉心部が、プルトニウムまたは濃縮ウラ
ンを主成分とする核燃料と天然ウランまたは減損ウラン
等の母材からなる核燃料部分と、原子番号が93以上の超
ウラン元素を含むＴＲＵ燃料部分を有する炉心におい
て、前記ＴＲＵ燃料部分を炉心内に非均質的に配置する
か、または原子炉運転中を通じて炉の余剰反応度がほぼ
零となるように前記ＴＲＵ燃料部分を炉心内に非均質的
に配置するか、さらに核燃料を有する炉心燃料集合体と
ＴＲＵ燃料を有するＴＲＵ燃料集合体との出力変動がほ
ぼ零となるように、ＴＲＵ燃料部分を炉心内に非均質的
に配置したことを特徴とする超ウラン元素の消滅処理炉
心である。That is, nuclear fission is mainly caused by fast neutrons, and the nuclear part has a nuclear fuel part consisting of a nuclear fuel mainly composed of plutonium or enriched uranium and a base material such as natural uranium or depleted uranium, and an atomic number of 93. In the core having the TRU fuel portion containing the transuranium element described above, the TRU fuel portion is arranged inhomogeneously in the core, or the excess reactivity of the reactor is substantially zero during the operation of the reactor. The TRU fuel portion is arranged inhomogeneously in the core, or the TRU fuel portion is arranged in the core so that the output fluctuation between the core fuel assembly including the nuclear fuel and the TRU fuel assembly including the TRU fuel is substantially zero. It is a core for annihilation of transuranic elements characterized by non-homogeneous arrangement.
【０００７】[0007]
【発明が解決しようとする課題】ところが、従来の技術
では高速増殖炉におけるマイナー・アクチノイド核種の
消滅技術と、炉心核特性の向上技術とは別々に検討され
ている。すなわち、マイナー・アクチノイド核種を消滅
させると同時に、冷却材ボイド反応度の低減等の炉心核
特性の向上を図ることは、従来、自明な炉心の偏平化、
上部軸ブランケットを削減して中性子の漏れを増加させ
ることに考慮されている。However, in the prior art, the technology for extinction of minor actinide nuclides in fast breeder reactors and the technology for improving core nuclear characteristics are separately studied. In other words, it is known to eliminate the minor actinide nuclides and at the same time improve core nuclear characteristics such as reduction of coolant void reactivity.
It is considered to reduce the upper shaft blanket and increase the neutron leakage.
【０００８】しかしながら、炉心に、Ｎｐ，Ａｍ，Ｃｍ
等のマイナー・アクチノイド核種を装荷すると、一般に
は冷却材ボイド反応度は増大する。したがって、炉心径
が大きくなることおよび増殖比が悪くなる等の課題があ
り、殆ど考慮されていないに等しい。However, in the core, Np, Am, Cm
Loading of minor actinide nuclides, such as, generally increases the coolant void reactivity. Therefore, there are problems such as an increase in the core diameter and a deterioration in the breeding ratio, which is almost neglected.
【０００９】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、高速増殖炉用炉心において、マイナー・アク
チノイド核種を燃料として有効利用し、中性子吸収によ
る核分裂等のＦＰ化で消滅効果の増大を図るとともに、
冷却材が喪失またはボイド化することによる正の反応度
を低減し、安全性の向上等を図れる高速増殖炉用炉心を
提供することを目的とする。The present invention has been made to solve the above problems, and in a fast breeder reactor core, a minor actinide nuclide is effectively used as a fuel, and the annihilation effect is increased by FP formation such as fission due to neutron absorption. Along with
An object of the present invention is to provide a core for a fast breeder reactor, which can reduce the positive reactivity due to the loss or voiding of the coolant and improve the safety.
【００１０】[0010]
【課題を解決するための手段】本発明はプルトニウム等
の核分裂性物質からなる炉心の内部に劣化ウラン等の親
物質を多く含む内部ブランケット燃料領域を有する高速
増殖炉用炉心において、前記内部ブランケット燃料領域
にＮｐ，Ａｍ，Ｃｍ等のマイナー・アクチノイド核種を
装填したＴＲＵブランケット燃料要素と、Ｂ4 Ｃ等の中
性子吸収物質を装填した中性子吸収物質燃料要素とを同
一のラッパ管内に配置してなる燃料集合体を装荷してな
ることを特徴とする。SUMMARY OF THE INVENTION The present invention provides a fast breeder reactor core having an internal blanket fuel region containing a large amount of parent material such as depleted uranium inside a core made of fissile material such as plutonium. Fuel in which a TRU blanket fuel element loaded with minor actinide nuclides such as Np, Am, Cm in the region and a neutron absorbing material fuel element loaded with neutron absorbing material such as B 4 C are arranged in the same trumpet tube It is characterized by being loaded with an aggregate.
【００１１】[0011]
【作用】本発明によれば、マイナー・アクチノイド核種
の核分裂断面積（σf ）と吸収断面積（σa ）の比σf
／σa が増大する。すなわち、マイナー・アクチノイド
核種が中性子を吸収したときに核分裂を起こす確率が増
大し、マイナー・アクチノイド核種のＦＰ化による長寿
命核種の消滅効果が促進される。According to the present invention, the ratio σ f of the fission cross section (σ f ) and the absorption cross section (σ a ) of the minor actinide nuclide.
/ Σ a increases. That is, the probability that the minor actinide nuclide will undergo fission when it absorbs neutrons is increased, and the annihilation effect of the long-lived nuclide by the FP formation of the minor actinide nuclide is promoted.
【００１２】また、原子炉の通常運転時には、炉心燃料
からの中性子はＴＲＵブランケット燃料要素の親物質お
よびマイナー・アクチノイド核種に吸収される。一方、
冷却材が喪失あるいはボイド化することによる冷却材密
度減少時においては、中性子は中性子吸収物質へ吸収さ
れる割合が増大する。このことは、冷却材ボイド反応度
が低減し、安全性の向上が図れる。Further, during normal operation of the nuclear reactor, neutrons from the core fuel are absorbed by the parent substance of the TRU blanket fuel element and the minor actinide nuclide. on the other hand,
When the coolant density decreases due to the loss or voiding of the coolant, the proportion of neutrons absorbed by the neutron absorbing material increases. This reduces the coolant void reactivity and improves safety.
【００１３】[0013]
【実施例】本発明に係る高速増殖炉用炉心の第１の実施
例を図１から図７を参照して説明する。図１は本発明の
第１実施例に使用される内部ブランケット燃料領域を有
する炉心燃料集合体を概略的に示す横断面図であり、図
中、符号17は燃料要素１，２を囲むラッパ管である。こ
のラッパ管17の内部に、図２の符号１のＴＲＵブランケ
ット燃料要素と図３の符号２の中性子吸収物質燃料要素
が配置されている。EXAMPLE A first example of a fast breeder reactor core according to the present invention will be described with reference to FIGS. 1 to 7. FIG. 1 is a cross-sectional view schematically showing a core fuel assembly having an internal blanket fuel region used in a first embodiment of the present invention, in which reference numeral 17 is a trumpet tube surrounding fuel elements 1 and 2. Is. Inside the trumpet tube 17, the TRU blanket fuel element with reference numeral 1 in FIG. 2 and the neutron absorbing material fuel element with reference numeral 2 in FIG. 3 are arranged.
【００１４】図２はＴＲＵブランケット燃料要素１を一
部切欠した斜視図であり、すなわち、ＴＲＵブランケッ
ト燃料要素はほぼ中央部位に劣化ウラン等の親物質を多
く含む内部ブランケット燃料に、Ｎｐ，Ａｍ，Ｃｍ等の
マイナー・アクチノイド核種を充填したＴＲＵブランケ
ット燃料ペレット３を有し、その燃料ペレット３の上下
にプルトニウム等の核分裂性物質からなる炉心燃料ペレ
ット６を配置し、さらに炉心燃料ペレット６の上下に軸
ブランケット燃料ペレット５を配置している。これらの
ペレット３，５，６は被覆管で包囲される。FIG. 2 is a perspective view in which the TRU blanket fuel element 1 is partially cut away, that is, the TRU blanket fuel element has Np, Am, Np, Am, It has TRU blanket fuel pellets 3 filled with minor actinide nuclides such as Cm, core fuel pellets 6 made of fissile material such as plutonium are arranged above and below the fuel pellets 3, and further above and below the core fuel pellets 6. The shaft blanket fuel pellets 5 are arranged. These pellets 3, 5, 6 are surrounded by a cladding tube.
【００１５】図３は中性子吸収物質燃料要素２を一部切
欠した斜視図であり、中性子吸収物質燃料要素２は図２
で示したＴＲＵブランケット燃料ペレット３と同位置
に、中性子吸収物質ペレット４を有し、その中性子吸収
物質ペレット４の上下にプルトニウム等の核分裂性物質
からなる炉心燃料ペレット６を配置し、さらにその上下
に軸ブランケット燃料ペレット５を配置している。FIG. 3 is a perspective view in which the neutron absorbing material fuel element 2 is partially cut away, and the neutron absorbing material fuel element 2 is shown in FIG.
In the same position as the TRU blanket fuel pellet 3 shown in FIG. 1, a neutron absorbing substance pellet 4 is provided, and a core fuel pellet 6 made of a fissile material such as plutonium is arranged above and below the neutron absorbing substance pellet 4, and further above and below that. The shaft blanket fuel pellets 5 are arranged in the shaft.
【００１６】図４は図１に示した燃料集合体を高速増殖
炉の炉心内に装荷した炉心配置の一例を示している。図
中、符号９は劣化ウラン等の親物質を多く含む径ブラン
ケット燃料集合体であり、この径ブランケット燃料集合
体９の内側に、符号８のプルトニウム等の核分裂性物質
からなる炉心燃料集合体を配置する。さらに炉心燃料集
合体８の内側に、劣化ウラン等の親物質を多く含む内部
ブランケット燃料集合体７が配置されている。FIG. 4 shows an example of a core arrangement in which the fuel assembly shown in FIG. 1 is loaded in the core of a fast breeder reactor. In the figure, reference numeral 9 is a diameter blanket fuel assembly containing a large amount of parent material such as depleted uranium. Inside the diameter blanket fuel assembly 9, a core fuel assembly 8 made of fissionable material such as plutonium is provided inside the diameter blanket fuel assembly 9. Deploy. Further, inside the core fuel assembly 8, an internal blanket fuel assembly 7 containing a large amount of a parent substance such as depleted uranium is arranged.
【００１７】すなわち、図１に示す燃料集合体はＮｐ，
Ａｍ，Ｃｍ等のマイナー・アクチノイド核種を充填した
ＴＲＵブランケット燃料ペレット３を有するＴＲＵブラ
ンケット燃料要素１（図２参照）およびＢ4 Ｃ等の中性
子吸収物質ペレット４からなる中性子吸収物質燃料要素
２（図３参照）を同一のラッパ管17内に納めたものであ
る。なお、符号Ｐは主炉停止系制御棒10で、Ｓは後備炉
停止系制御棒11であり、これらの制御棒10，11は出し入
れ可能に装荷されている。That is, the fuel assembly shown in FIG.
Neutron absorbing material fuel element 2 (see FIG. 2) having TRU blanket fuel pellets 3 having TRU blanket fuel pellets 3 filled with minor actinide nuclides such as Am and Cm, and neutron absorbing material fuel element 2 comprising neutron absorbing material pellets 4 such as B 4 C (see FIG. 3) is housed in the same trumpet tube 17. Reference symbol P is a main reactor stop system control rod 10, S is a secondary reactor stop system control rod 11, and these control rods 10 and 11 are loaded so that they can be taken in and out.
【００１８】図５は図４における炉心の縦断面を概略的
に示している。図５から明らかなように炉心中央部に劣
化ウラン等の親物質を多く含むブランケット燃料に、Ｎ
ｐ，Ａｍ，Ｃｍ等のマイナー・アクチノイド核種を充填
したＴＲＵブランケット燃料ペレット３を有するＴＲＵ
ブランケット燃料要素１およびＢ4 Ｃ等の中性子吸収物
質からなる中性子吸収物質燃料要素２からなる内部ブラ
ンケット燃料領域12を有し、その周囲にプルトニウム等
の核分裂性物質からなる炉心燃料領域13を配置し、さら
にその周囲に劣化ウラン等の親物質を多く含む軸ブラン
ケット燃料領域14および径ブランケット燃料領域15を配
置した炉心構成である。FIG. 5 schematically shows a vertical cross section of the core in FIG. As is clear from FIG. 5, in the blanket fuel containing a large amount of parent material such as depleted uranium in the central part of the core, N
TRU having TRU blanket fuel pellets 3 filled with minor actinide nuclides such as p, Am, Cm
A blanket fuel element 1 and an inner blanket fuel region 12 made up of a neutron absorbing substance fuel element 2 made of a neutron absorbing substance such as B 4 C are provided around which a core fuel region 13 made of a fissile material such as plutonium is arranged. Further, a core structure in which an axial blanket fuel region 14 and a diameter blanket fuel region 15 containing a large amount of parent substance such as depleted uranium are arranged around the core blank region.
【００１９】図６は本発明を実施したときの内部ブラン
ケット燃料領域における核分裂断面積（σf ）と吸収断
面積（σa ）の比を示したものである。同図のσf ／σ
a 値は内部ブランケット燃料領域の燃料にはマイナー・
アクチノイド核種および中性子吸収物質を装荷しない状
態（劣化ウラン等の親物質を多く含む燃料要素のみ）と
の比（相対値）である。FIG. 6 shows the ratio of the fission cross section (σ f ) to the absorption cross section (σ a ) in the internal blanket fuel region when the present invention is carried out. Σ f / σ in the figure
The a value is a minor value for fuel in the internal blanket fuel area.
It is the ratio (relative value) to the state in which the actinide nuclide and the neutron absorbing material are not loaded (only the fuel element containing a lot of parent material such as depleted uranium).
【００２０】また、同図の横軸は中性子吸収物質燃料要
素割合（％）（［中性子吸収物質燃料要素本数］／［中
性子吸収物質燃料要素本数＋ＴＲＵブランケット燃料要
素本数］）である。この実施例ではＴＲＵブランケット
燃料要素１中の燃料には30wt％のマイナー・アクチノイ
ド核種を装填してある。Further, the horizontal axis of the figure is the neutron absorbing material fuel element ratio (%) ([neutron absorbing material fuel element number] / [neutron absorbing material fuel element number + TRU blanket fuel element number]). In this example, the fuel in TRU blanket fuel element 1 was loaded with 30 wt% minor actinide nuclide.
【００２１】同図に示すように、内部ブランケット燃料
領域にマイナー・アクチノイド核種を充填したＴＲＵ燃
料要素１および中性子吸収物質を充填した中性子吸収物
質燃料要素２を装荷すると吸収断面積中の核分裂断面積
の割合が増大し、マイナー・アクチノイド核種のＦＰ化
による長寿命核種の消滅効果が促進される。As shown in the figure, when the inner blanket fuel region is loaded with the TRU fuel element 1 filled with the minor actinide nuclide and the neutron absorbing material fuel element 2 filled with the neutron absorbing material, the nuclear fission cross section in the absorption cross section is loaded. , The effect of extinction of long-lived nuclides by FP formation of minor actinide nuclides is promoted.
【００２２】図７は本発明を実施したときの冷却材ボイ
ド反応度を示したものである。同図の値は内部ブランケ
ット燃料領域の燃料にはマイナー・アクチノイド核種お
よび中性子吸収物質を装荷しない状態（劣化ウラン等の
親物質を多く含む燃料要素のみ）との比（相対値）であ
る。FIG. 7 shows the reactivity of the coolant voids when the present invention is carried out. The values in the figure are ratios (relative values) to the state in which the fuel in the internal blanket fuel region is not loaded with minor actinide nuclides and neutron absorbing substances (only fuel elements containing a lot of parent substance such as depleted uranium).
【００２３】また、同図の横軸は中性子吸収物質燃料要
素割合（％）（［中性子吸収物質燃料要素本数］／［中
性子吸収物質燃料要素本数＋ＴＲＵブランケット燃料要
素本数］）である。この実施例ではＴＲＵブランケット
燃料要素１中の燃料には、30wt％のマイナー・アクチノ
イド核種を装荷してある。The horizontal axis of the figure is the neutron absorbing material fuel element ratio (%) ([neutron absorbing material fuel element number] / [neutron absorbing material fuel element number + TRU blanket fuel element number]). In this example, the fuel in TRU blanket fuel element 1 was loaded with 30 wt% minor actinide nuclide.
【００２４】同図に示すように、内部ブランケット燃料
領域12にマイナー・アクチノイド核種を充填したＴＲＵ
ブランケット燃料要素１および中性子吸収物質を充填し
た中性子吸収物質燃料要素２を装荷すると冷却材ボイド
反応度は小さくなる。As shown in the figure, a TRU in which the inner blanket fuel region 12 is filled with a minor actinide nuclide
When the blanket fuel element 1 and the neutron absorbing material fuel element 2 filled with the neutron absorbing material are loaded, the coolant void reactivity becomes small.
【００２５】図からわかるように、内部ブランケットに
マイナー・アクチノイド核種を30wt％装荷したＴＲＵブ
ランケット燃料要素１のみ（図中では、中性子吸収物質
燃料割合が０％）の場合には、冷却材ボイド反応度は約
20％増加する。As can be seen from the figure, in the case of only the TRU blanket fuel element 1 in which the minor actinide nuclide is loaded in the inner blanket at 30 wt% (in the figure, the neutron absorbing material fuel ratio is 0%), the coolant void reaction Degree is about
Increase by 20%.
【００２６】一方、中性子吸収物質を装荷した中性子吸
収物質燃料要素２の割合を増やしていくと、冷却材ボイ
ド反応度は小さくなり、中性子吸収物質燃料要素２の割
合が約10％で、内部ブランケット燃料領域12が劣化ウラ
ン等の親物質を多く含む燃料のみ燃料要素の冷却材ボイ
ド反応度とほぼ同じになる。On the other hand, when the proportion of the neutron absorbing material fuel element 2 loaded with the neutron absorbing material is increased, the coolant void reactivity becomes small, and the proportion of the neutron absorbing material fuel element 2 is about 10%, and the internal blanket. Only in the fuel in which the fuel region 12 contains a large amount of parent substance such as depleted uranium, the coolant void reactivity of the fuel element becomes almost the same.
【００２７】図８は本発明の第２の実施例を示すもの
で、第１の実施例における図５に示したマイナー・アク
チノイド核種を装荷した内部ブランケット燃料領域12の
内部に中性子吸収物質領域16を設けた炉心構成である。
本第２の実施例の作用効果は、前記第１の実施例と作用
は同一であるのでその説明は省略する。FIG. 8 shows a second embodiment of the present invention, in which the neutron absorbing material region 16 is provided inside the inner blanket fuel region 12 loaded with the minor actinide nuclide shown in FIG. 5 in the first embodiment. It is a core configuration provided with.
The operation and effect of the second embodiment is the same as that of the first embodiment, and the description thereof will be omitted.
【００２８】[0028]
【発明の効果】本発明によれば、マイナー・アクチノイ
ド核種を燃料として有効利用し、中性子吸収による核分
裂等のＦＰ化で消滅効果の増大を図るとともに、冷却材
が喪失あるいはボイド化することによる正の反応度を低
減し、安全性の向上等を図ることができるという優れた
効果を奏する。According to the present invention, the minor actinide nuclide is effectively used as a fuel to enhance the extinction effect by FP formation such as fission due to neutron absorption, and the loss or voiding of the coolant causes It has an excellent effect that it is possible to reduce the reactivity of and improve the safety.
【図１】本発明に係る高速増殖炉用炉心に装荷する燃料
集合体の第１の実施例を示す横断面図。FIG. 1 is a cross-sectional view showing a first embodiment of a fuel assembly to be loaded in a fast breeder reactor core according to the present invention.
【図２】図１におけるＴＲＵブランケット燃料要素を一
部切欠して示す斜視図。FIG. 2 is a perspective view showing the TRU blanket fuel element in FIG. 1 partially cut away.
【図３】図１における中性子吸収物質燃料要素を一部切
欠して示す斜視図。FIG. 3 is a perspective view showing a neutron absorbing material fuel element in FIG. 1 with a part thereof cut away.
【図４】図１におけるの内部ブランケット燃料集合体の
装荷例を示す高速増殖炉用炉心の配置図。FIG. 4 is a layout diagram of a fast breeder reactor core showing an example of loading the inner blanket fuel assembly in FIG. 1.
【図５】図４における内部ブランケット燃料領域の軸方
向位置の高速増殖炉用炉心を示す断面図。5 is a cross-sectional view showing a core of a fast breeder reactor at an axial position of an internal blanket fuel region in FIG.
【図６】本発明の第１の実施例における核分裂割合の増
大を示す特性図。FIG. 6 is a characteristic diagram showing an increase in nuclear fission rate in the first embodiment of the present invention.
【図７】本発明の第１の実施例における冷却材ボイド反
応度の低減を示す特性図。FIG. 7 is a characteristic diagram showing reduction in coolant void reactivity in the first embodiment of the present invention.
【図８】本発明に係る高速増殖炉用炉心の第２の実施例
を示す断面図。FIG. 8 is a sectional view showing a second embodiment of a fast breeder reactor core according to the present invention.
１…ＴＲＵブランケット燃料要素、２…中性子吸収物質
燃料要素、３…ＴＲＵブランケット燃料ペレット、４…
中性子吸収物質ペレット、５…軸ブランケット燃料ペレ
ット、６…炉心燃料ペレット、７…内部ブランケット燃
料集合体、８…炉心燃料集合体、９…径ブランケット燃
料集合体、10…主炉停止系制御棒、11…後備炉停止系制
御棒、12…内部ブランケット燃料領域、13…炉心燃料領
域、14…軸ブランケット燃料領域、15…径ブランケット
燃料領域、16…中性子吸収物質領域、17…ラッパ管。1 ... TRU blanket fuel element, 2 ... Neutron absorbing material fuel element, 3 ... TRU blanket fuel pellet, 4 ...
Neutron absorbing material pellets, 5 ... axial blanket fuel pellets, 6 ... core fuel pellets, 7 ... internal blanket fuel assemblies, 8 ... core fuel assemblies, 9 ... diameter blanket fuel assemblies, 10 ... main reactor shutdown system control rods, 11 ... Reactor shutdown system control rod, 12 ... Internal blanket fuel region, 13 ... Core fuel region, 14 ... Axial blanket fuel region, 15 ... Diameter blanket fuel region, 16 ... Neutron absorbing substance region, 17 ... Tupper tube.
Claims (1)
炉心の内部に劣化ウラン等の親物質を多く含む内部ブラ
ンケット燃料領域を有する高速増殖炉用炉心において、
前記内部ブランケット燃料領域にＮｐ，Ａｍ，Ｃｍ等の
マイナー・アクチノイド核種を装填したＴＲＵブランケ
ット燃料要素と、Ｂ4 Ｃ等の中性子吸収物質を装填した
中性子吸収物質燃料要素とを同一のラッパ管内に配置し
てなる燃料集合体を装荷してなることを特徴とする高速
増殖炉用炉心。1. A fast breeder reactor core having an internal blanket fuel region containing a large amount of parent substance such as depleted uranium inside a core made of fissile material such as plutonium,
A TRU blanket fuel element loaded with minor actinide nuclides such as Np, Am and Cm in the inner blanket fuel region and a neutron absorbing material fuel element loaded with neutron absorbing material such as B 4 C are arranged in the same trumpet tube. A core for a fast breeder reactor, characterized by being loaded with a fuel assembly formed by
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4106690A JPH05297171A (en) | 1992-04-24 | 1992-04-24 | Fast breeder core |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4106690A JPH05297171A (en) | 1992-04-24 | 1992-04-24 | Fast breeder core |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05297171A true JPH05297171A (en) | 1993-11-12 |
Family
ID=14440043
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4106690A Pending JPH05297171A (en) | 1992-04-24 | 1992-04-24 | Fast breeder core |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH05297171A (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006337215A (en) * | 2005-06-02 | 2006-12-14 | Toshiba Corp | Fast reactor |
| JP2011169710A (en) * | 2010-02-18 | 2011-09-01 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Core and fuel assembly in fast breeder reactor |
-
1992
- 1992-04-24 JP JP4106690A patent/JPH05297171A/en active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006337215A (en) * | 2005-06-02 | 2006-12-14 | Toshiba Corp | Fast reactor |
| JP2011169710A (en) * | 2010-02-18 | 2011-09-01 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Core and fuel assembly in fast breeder reactor |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP6568348B2 (en) | Fast reactor fuel assemblies and cores loaded with them | |
| US5499276A (en) | Method for minor actinide nuclides incineration | |
| JPH03191897A (en) | Core of fast breeder reactor | |
| JP2953844B2 (en) | Transuranium annihilation treatment core | |
| JPH07294676A (en) | Fuel assembly and reactor core | |
| JPH05297171A (en) | Fast breeder core | |
| JPH01263591A (en) | Control rod | |
| JPH1184043A (en) | Hydride fuel of reactor, hydride fuel assembly using fuel, and fast reactor using fuel | |
| JPH0854484A (en) | Fuel assembly of nuclear reactor | |
| JPH06194477A (en) | Nuclear fuel rod | |
| JPH05232276A (en) | Core of nuclear reactor | |
| JPH0666978A (en) | Fuel assembly and nuclear reactor core | |
| JPH02184792A (en) | Core of nuclear reactor | |
| JPH09274091A (en) | Core of fast reactor | |
| JPH07244182A (en) | Fuel assembly and reader core | |
| JPH0267991A (en) | Fuel assembly for nuclear reactor | |
| JPH04268489A (en) | Core of fast breeder reactor, fuel assembly and control rod assembly to be used and annihilating method for waste of transuranium elements | |
| US20240355487A1 (en) | Fuel Assembly for Sodium-Cooled Metal Fuel Fast Reactor, Reactor Core, and Manufacturing Method of Fuel Assembly | |
| JPH02271294A (en) | Reactor core of fast breeder reactor | |
| JP5410653B2 (en) | Fast reactor core and fast reactor fuel handling method | |
| JP2024154562A (en) | Fuel assembly for a sodium-cooled metal-fueled fast reactor, core, and method for manufacturing the fuel assembly | |
| JPH041593A (en) | Fuel assembly | |
| JPH0545482A (en) | Fuel assembly | |
| Shelley et al. | Radiotoxicity hazard of U-free PuO2+ ZrO2 and PuO2+ ThO2 spent fuels in LWR | |
| JPH0763871A (en) | Fuel assembly, and reactor core of fast breeder reactor constituted thereof |