JPH0552981A

JPH0552981A - 燃料集合体及び原子炉の炉心

Info

Publication number: JPH0552981A
Application number: JP3213686A
Authority: JP
Inventors: Koji Fujimura; 幸治藤村; Kunitoshi Kurihara; 国寿栗原
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1991-08-26
Filing date: 1991-08-26
Publication date: 1993-03-02

Abstract

(57)【要約】【目的】原子炉のプラント寿命を通じて、燃料が交換
されず、かつＴＲＵ消滅を図る燃料集合体、及びこの燃
料集合体で構成した炉心を実現する。【構成】燃料親物質に核分裂性物質及び超ウラン元素
を富化した燃料を充填した燃料ペレット５を封入した複
数本の燃料要素３を、ラッパ管２に装荷した燃料集合体
１と、この燃料集合体１を用いて構成した炉心からな
る。【効果】原子力発電所の稼働率及び経済性が大幅に向
上する。また、プラント寿命の間、同出力規模の軽水炉
約２５基から毎年取出される使用済み燃料に含まれる量
に相当するＴＲＵを消滅することができる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業状の利用分野】本発明は高速増殖炉に係わり、特
に燃料集合体及び原子炉の炉心に関する。

【０００２】

【従来の技術】現在、我が国では、高速増殖炉（以下、
ＦＢＲと略称）の原型炉「もんじゅ」の建設を進め、１
９９２年における初臨界の達成を目指しており、またＦ
ＢＲ開発の次期ステップである実証炉の概念設計を行な
っている。このように、ＦＢＲを実用化するに際して、
当面する一つの課題は、商用の軽水炉との競合を可能と
する経済性の向上である。

【０００３】これまで、ＦＢＲの経済性を向上させる方
策としては、稼働率の向上や燃料の取出し燃焼度の増大
による燃料サイクル費の低減があげられ、この方策につ
いて、多くの設計研究が行なわれてきている。また、燃
料サイクル費の大幅な低減を図る炉心概念として、超長
寿命炉心（ Ultra Long-Life Core 、以下、ＵＬＬＣと
略称）が提案されている。

【０００４】上記のＵＬＬＣは、原子炉の運転寿命の
間、燃料を交換せずに、所定の電気出力を供給する炉心
概念である。すなわち、ＵＬＬＣは燃料交換を不要とす
るので、燃料交換に必要な燃料取扱い装置、燃料の収納
建屋、燃料の収納建屋と原子炉間における燃料取扱い装
置の移動設備、更には燃料交換に伴う人的作業量及び時
間が、それぞれ削減でき、原子炉の稼働率向上及びコス
ト低減が実現できる。また、燃料の長寿命化に伴って、
燃料サイクル費も低減することができる。

【０００５】上記のような利点を有する、ＵＬＬＣ概念
に関しては、例えば、混合酸化物燃料、金属燃料、又は
炭化物燃料を用いて、原子力発電プラント寿命３０年
(設備利用率８０％)、最高取出し燃焼度２００ＧＷｄ/
ｔ以上を達成する電気出力１０００ＭＷｅ級のＦＢＲ
が、公開文献ニュ−クリア・エンジニアリング・アンド
・デザイン106巻(1988年)のpp.357〜373「NEUTRONIC FE
ASIBILITY OF AN LMFBR SUPER LONG-LIFE CORE (SLLC)」
に記載されている。

【０００６】一方、原子炉燃料の使用済み燃料の再処理
によって生ずる高レベル放射性廃棄物中には超ウラン元
素(Ｎｐ、Ａｍ、Ｃｍなどの同位体元素、Trans-uraniu
m、以下、ＴＲＵと略称、ただしＴＲＵには、ＦＢＲの
燃料として用いられるＰｕを含めないものとする。)が
含まれており、その中には半減期が１００万年を超える
超長半減期の核種（例えば、²³⁷Ｎｐの半減期は２１４
万年である。）が存在している。

【０００７】我が国は、これまで、このような高レベル
放射性廃棄物を、ガラス固化体に封じ込めて地層処分す
ることを基本的な方針として研究開発を進めてきてお
り、また、使用済み燃料に含まれるＴＲＵを再処理し
て、原子炉の炉心に装荷し、炉心の中性子を利用して半
減期の短い核種に核変換する方法も考えてきている。

【０００８】原子炉を利用してＴＲＵ消滅を図る技術と
しては、例えば、混合酸化物燃料にＴＲＵを１０％程度
富化して、連続運転期間２年、取出し燃焼度１８０ＧＷ
ｄ/ｔ以上を達成する電気出力１０００ＭＷｅ級のＦＢ
Ｒの設計例が、インタ−ナショナル・コンファレンス・
オン・ザ・フィジックス・オブ・リアクタ-ズ : オペレ
-ション、デザイン・アンド・コンピュテ−ションの会
報第４巻 (APRIL 23-27、1990 Concorde-Palm Beach Ho
tel MARSEILE-FRANCE)の p.III-1〜10 「 COREDESIGN S
TUDY FOR ACTINIDE BURNING LMFBRS 」に記載されてい
る。

【０００９】

【発明が解決しようとする課題】しかし、上記のＵＬＬ
Ｃ概念に関する従来技術については、上記文献、すなわ
ちニュ−クリア・エンジニアリング・アンド・デザイン
106巻(1988年)のpp.357〜373「NEUTRONIC FEASIBILITY
OF AN LMFBR SUPER LONG-LIFE CORE (SLLC)」には、電気
出力１０００ＭＷｅクラス大型炉において、燃料集合体
の全面積に占める燃料領域の割合、すなわち燃料体積比
(Fuel Volume Fraction、以下、Ｖｆと略称)が４０％程
度の混合酸化物燃料を用いると、プラント寿命３０年間
における寿命初期の反応度変化、すなわち燃焼初期と燃
焼末期における中性子無限増倍率の差が、非常に大きく
なり、既存の反応度制御システムでは制御できないとい
う内容の記述がなされている。

【００１０】すなわち、寿命初期の反応度変化が大きく
なれば、既存の反応度制御システムでは制御できないと
いう問題がある。このように寿命初期における反応度変
化が大きい例を、図を用いて説明する。図２は、従来技
術の例における燃焼度と中性子無限増倍率との関係線
図、すなわち燃料集合体の燃焼特性図であり、燃料にラ
ッパ管付きウラン・プルトニウム混合酸化物燃料、すな
わちＵＯ₂・ＰｕＯ₂燃料を用いた場合である。また図２
は、ＦＢＲにおいて、一応の目標値である１００ＧＷｄ
/ｔ以上の高燃焼度の達成を想定した場合であるが、燃
料の寿命期間を通じた反応度変化、すなわち中性子無限
増倍率における最大変動幅の比率が、既存の制御棒を用
いた制御システムで制御できる範囲０.０３〜０.０４
(＝３〜４％Δｋ/ｋ）を大幅に上回ることを示してい
る。

【００１１】また、上記文献には、Ｖｆが５０％以上の
混合酸化物燃料を用いて、燃料の寿命期間を通じた反応
度変化が６％Δｋ/ｋ程度に抑えられることが記述され
ている。しかし、Ｖｆを５０％程度に高めるためには、
燃料集合体のラッパ管を削除するなどの研究開発課題
が、新たに生じることになる。

【００１２】本発明の目的は、炉心の反応度変化を低減
して、原子炉の運転寿命の間、燃料を交換せずに、所定
の電気出力を供給するための燃料集合体、及びこの燃料
集合体で構成した炉心を提供することにある。

【００１３】本発明の他の目的は、上記目的の達成と同
時に、原子炉の運転寿命の間、原子炉の使用済み燃料か
ら分離したＴＲＵを炉心内部に貯蔵し、かつ、このＴＲ
Ｕの消滅を図るための燃料集合体、及びこの燃料集合体
で構成した炉心を提供することにある。

【００１４】

【課題を解決するための手段】上記目的は、次のように
して達成することができる。

【００１５】（１）燃料親物質に核分裂性物質及び超ウ
ラン元素を富化した混合酸化物燃料からなる燃料ペレッ
トを、燃料被覆管内に封入した複数本の燃料要素と、燃
料要素を取り囲むラッパ管とより構成される燃料集合体
において、燃料ペレットに含まれる核分裂性物質の富化
度が９〜１２％であり、超ウラン元素の富化度が５〜３
０％であること。

【００１６】（２）燃料集合体が装荷される原子炉の炉
心において、炉心に（１）記載の燃料集合体を装荷する
こと。

【００１７】（３）（２）において、炉心の半径方向
に、炉心半径より小さい半径をもつ、円柱状の内部領域
を設け、この内部領域の燃料の密度又はＶｆが、内部領
域を取り囲む炉心の外部領域の燃料の密度又はＶｆの７
０〜９０％であること。

【００１８】（４）（２）において、炉心の軸方向中心
部に、軸方向に炉心高さより小さい厚さをもち、かつ半
径方向に、炉心半径より小さい半径をもつ、円柱状の内
部領域を設け、この内部領域の燃料の密度又はＶｆが、
内部領域の上下方向を含めて内部領域を取り囲む、炉心
の外部領域の燃料の密度又はＶｆの７０〜９０％である
こと。

【００１９】（５）（４）において、内部領域の軸方向
の中心位置を、炉心の軸方向の中心位置よりも下げるこ
と。

【００２０】

【作用】本発明における技術手段の物理的背景は、次の
とおりである。

【００２１】中性子無限増倍率のＰｕ富化度依存性は、
燃焼度が大きくなるにつれて小さくなる。したがって、
Ｐｕ富化度のみを変えて、高燃焼度領域の中性子無限増
倍率を制御することの困難なことが、一般に知られてい
る。一方、中性子無限増倍率のＴＲＵ富化度依存性は、
高燃焼度領域においても大きい。これは、ＴＲＵ富化度
が大きい場合は、²³⁷Ｎｐの（ｎ、γ）反応とβ崩壊に
よって生成される核分裂性核種²³⁸Ｐｕの量が増えて、
増殖比が増大するためである。また、中性子無限増倍率
は、主に燃料の増殖比に依存するが、増殖比は核分裂性
物質とＴＲＵの混入割合によってほぼ決定される。した
がって、中性子無限増倍率のＶｆ依存性は小さい。

【００２２】上記のような物理的特性を有する３つの核
設計パラメ−タ、すなわちＰｕ富化度、ＴＲＵ富化度及
びＶｆを組合せることによって、長期の運転期間を通じ
て、燃焼度に対する中性子無限増倍率の変化が小さい、
すなわち反応度変化が小さい、燃料集合体を実現するこ
とができる。上記の３つの核設計パラメ−タを用いた技
術手段を図を用いて説明する。すなわち、図３は、この
ような技術手段を示した、燃焼度と中性子無限増倍率と
の関係線図である。

【００２３】図３において、通常のＵＯ₂・ＰｕＯ₂燃料
を用いる場合は、図中の曲線３１に示すように、燃焼期
間中の反応度変化が非常に大きい（１０％Δｋ/ｋ以
上）。しかし、このＵＯ₂・ＰｕＯ₂燃料にＴＲＵを富化
すると、図中の曲線３２に示すようになり、図中の曲線
３１に比べて、中性子無限増倍率は燃焼末期に増大し、
燃焼初期に減少する。更に、ＴＲＵの富化度に応じてＰ
ｕの富化度を調整しながら、Ｐｕを富化すると、図中の
曲線３３に示すように、燃焼初期の中性子無限増倍率が
小さくなり、燃焼期間を通じて、ほぼ一定した値の中性
子無限増倍率となる。更に、Ｖｆを調整することによ
り、図中の曲線３３の形状は変えずに、例えば図中の曲
線３４に示すように、この形状を縦軸方向にそのまま移
動させることができる。したがって、中性子無限増倍率
が燃焼期間を通じてほぼ一定で、かつ燃焼期間を通じた
臨界性の維持、すなわち中性子無限増倍率が、燃焼末期
で１.０、そのほかの燃焼期間では１.０以上の値となる
ようにすることが可能である。

【００２４】

【実施例】以下、本発明の第１〜第４の各実施例を図面
を用いて説明する。

【００２５】図１の（ａ）は第１実施例の燃料集合体の
斜視図、図１の（ｂ）は図１の（ａ）の横断面図、図１
の（ｃ）は第１実施例の燃料要素の縦断面図であり、１
は燃料集合体、２はラッパ管、３は燃料要素、４はナト
リウム冷却材流路、５は燃料ペレット、６は燃料被覆
管、７は上部端栓、８は下部端栓である。

【００２６】第１実施例は、電気出力１０００ＭＷｅ、
燃料の平均取出し燃焼度２００ＧＷｄ/ｔ程度で、プラ
ント寿命（４０年以上）を通じて、燃料交換を不要とす
る運転を実現するための炉心に装荷する燃料集合体を想
定しており、炉心の平均的な出力密度は５０Ｗ/ｃｍ³程
度である。また、従来技術と同様な制御棒システムによ
る、炉心の余剰反応度制御を実現するために、燃料集合
体のプラント寿命を通じた最大反応度変化が３％Δｋ/
ｋ程度と想定している。

【００２７】燃料集合体１は、燃料被覆管６内に封入さ
れた複数の燃料ペレット５、上部端栓７、及び下部端栓
８などからなる燃料要素３と、複数個の燃料要素３を取
り囲むラッパ管２などからなっている。また、冷却材の
液体ナトリウムは、燃料被覆管６の外側のナトリウム冷
却材流路４を、下から上へ向かって流れる。炉心燃料は
燃料親物質である劣化ウランに、ＰｕとＴＲＵを富化し
た混合酸化物であり、ラッパ管２や燃料被覆管６などの
構造材はステンレス鋼からなっている。

【００２８】本実施例における燃料親物質に富化するＰ
ｕとＴＲＵの各富化度は、作用の項で図３により説明し
た技術手段を用いて決定している。この技術手段を用い
て、決定したＰｕ富化度とＴＲＵ富化度の各範囲を図４
を用いて説明する。図４は、縦軸に燃料の寿命期間中の
最大反応度変化、横軸に核分裂性プルトニウム（Ｐｕ-
ｆ）富化度をとっており、ＴＲＵ富化度が大きくなるほ
ど、最大反応度変化が最小となるＰu-ｆ富化度が、大き
くなることを示している。

【００２９】ＴＲＵ富化度の下限は、最大反応度変化が
３％Δｋ/ｋよりも小さくなるＰｕ-ｆ富化度範囲が存在
する５％とした。一方、ＴＲＵ富化度の上限は、ＴＲＵ
混入によって燃焼特性が改善できる範囲が存在する３０
％とした。図４は、ＴＲＵ富化度が３０％より小さな範
囲では、燃料の最大反応度変化が３％Δｋ/ｋ程度より
小さくなるＰｕ-ｆ富化度の範囲が、９〜１２％である
ことを示している。

【００３０】図５は、燃焼度と中性子無限増倍率との関
係線図であり、図中の曲線５１は本実施例、また図中の
曲線５２は、従来技術の、ラッパ管を削除し、かつＶｆ
が５５％のときのＵＯ₂・ＰｕＯ₂燃料の場合であり、図
中の曲線５１との比較のために示してある。

【００３１】本実施例では、燃料集合体の燃料親物質に
富化するＰｕ-ｆ富化度１０％(Ｐｕの富化度１４％)、
ＴＲＵ富化度２０％にとってある。これらは、上記の富
化度の範囲内にある。また、Ｖｆはラッパ管付き燃料集
合体で実現可能な４２％とした。図５は、最大反応度変
化が、図中の曲線５２では２０％Δｋ/ｋを超えている
が、図中の曲線５１では３％Δｋ/ｋ以下となることを
示している。すなわち、図１の（ｃ）の燃料ペレット５
には、Ｐｕ-ｆ富化度１０％(Ｐｕの富化度１４％)、Ｔ
ＲＵ富化度２０％の燃料を封入してある。

【００３２】本発明の第２実施例を図を用いて説明す
る。図６は第２実施例の炉心の縦断面図である。炉心
は、本実施例の燃料集合体１を複数個、円柱形状に束ね
た炉心領域６２と、炉心領域６２の周りを取り囲む複数
個の径方向ブランケット燃料集合体領域６３と、炉心領
域６２の上下を取り囲む円盤状の軸方向ブランケット燃
料領域６４より構成している。また、炉心領域６２は内
側炉心領域６２ａと外側炉心領域６２ｂとに分かれる
が、内側炉心領域６２ａにはＶｆの低い燃料集合体を、
外側炉心領域６２ｂにはＶｆの高い燃料集合体を装荷し
てある。

【００３３】炉心領域６２に装荷する燃料のＰｕ-ｆ及
びＴＲＵの各富化度は、第１実施例の場合と同じであ
る。また、内側炉心のＶｆと外側炉心のＶｆとの比率は
約８３％である。更に、径方向ブランケット燃料集合体
領域６３及び軸方向ブランケット燃料領域６４に位置す
る燃料要素には、燃料親物質である劣化ウランの酸化物
を核燃料物質とするブランケット燃料ペレットだけを充
填してある。

【００３４】本実施例になる原子炉の熱出力は約２６０
０ＭＷ、電気出力は約１０００ＭＷであり、プラント寿
命は４０年以上、設備利用率は９０％である。また、炉
心等価直径と炉心高さは、それぞれ６３０ｃｍ及び１５
０ｃｍである。

【００３５】上記の炉心設計パラメ−タを用いて計算し
た結果、得られた主な炉心特性は、最大反応度変化：約
３％Δｋ/ｋ、燃料集合体の平均取出し燃焼度：約１９
０ＧＷｄ／ｔ、最大出力密度：１１０Ｗ/ｃｍ³、制御棒
全引き抜き運転時の集合体の最大出力変動：約３０％で
ある。また、１年当り約６２０ｋｇのＴＲＵを消滅でき
る。これは、同出力規模の軽水炉約２５基の１年分の使
用済み燃料に含まれるＴＲＵ量に相当する。

【００３６】本発明の第３実施例を図を用いて説明す
る。図７は第３実施例の炉心の縦断面図である。炉心
は、上記の各実施例と同じＰｕ-ｆ及びＴＲＵの各富化
度の炉心燃料を、軸方向中心部に円盤状に配置した内側
炉心領域７２と、これと同じＰｕ-ｆ及びＴＲＵの各富
化度で、Ｖｆのみを異にする、内側炉心領域７２の周り
に配置した外側炉心領域７３と、外側炉心領域７３を取
り囲む複数個の径方向ブランケット燃料集合体領域６３
と、外側炉心領域７３の上下を取り囲む円盤状の軸方向
ブランケット燃料領域６４とより構成している。

【００３７】本実施例の炉心は、いわゆる回の字型の炉
心構成となっており、内側炉心領域７２にはＶｆの低い
燃料集合体を、外側炉心領域７３にはＶｆの高い燃料集
合体を装荷してある。内側炉心と外側炉心のＶｆの比率
は約７８％である。その他の設計パラメ−タは、第２実
施例と同じである。

【００３８】上記の炉心設計パラメ−タを用いて計算し
た結果，得られた主な炉心特性は、最大反応度変化：約
２.５％Δｋ/ｋ、燃料集合体の平均取出し燃焼度：約１
９０ＧＷｄ/ｔである。また、燃焼初期における炉心軸
方向出力分布を、本実施例と、Ｖｆが一様な場合とを比
較して、図８に示す。図８中の曲線８１及び曲線８２
は、燃焼初期における、本実施例、及びＶｆが一様な場
合の各炉心軸方向出力分布を示している。また、図中の
曲線８３、８４及び８５は、本実施例における内側炉心
領域、外側炉心領域及び軸方向ブランケット領域を、更
に図中の曲線８６は、Ｖｆが軸方向一様な炉心領域を、
それぞれ示している。すなわち図８は、本実施例による
と、軸方向出力分布が平坦化されることを示している。

【００３９】本発明の第４実施例を図を用いて説明す
る。図９は第４実施例の炉心の縦断面図である。炉心
は、上記の各実施例と同じＰｕ-ｆ及びＴＲＵの各富化
度の炉心燃料を、軸方向中心部よりわずかに下側に配置
した円盤状の内側炉心領域９２と、内側炉心領域９２の
周りに配置した外側炉心領域９３と、外側炉心領域９３
を取り囲む複数個の径方向ブランケット燃料集合体領域
６３と、外側炉心領域９３の上下を取り囲む円盤状の軸
方向ブランケット燃料領域６４からなり、上下非対称の
回の字型炉心構成となっている。内側炉心領域９２には
Ｖｆの低い燃料集合体を、外側炉心領域９３にはＶｆの
高い燃料集合体を装荷している。その他の各設計パラメ
−タは第３実施例と同じである。

【００４０】上記の炉心設計パラメ−タを用いて計算し
た結果、得られた主な炉心特性は、最大反応度変化：約
２.５％Δｋ/ｋ、燃料集合体の平均取出し燃焼度：約１
９０ＧＷｄ／ｔである。また、１年当り約６２０ｋｇの
ＴＲＵを消滅できる。これは、同出力規模の軽水炉約２
５基の１年分の使用済み燃料に含まれるＴＲＵ量に相当
する。

【００４１】炉心上部に制御棒を部分挿入したときの炉
心軸方向出力分布を、本実施例と、内側炉心領域を下側
にずらさない場合とを比較して、図１０に示す。図中の
曲線１０１は制御棒挿入範囲、曲線１０２及び１０３は
それぞれ、燃焼初期における、本実施例、及び内側炉心
領域を下側にずらさない場合の各炉心軸方向出力分布を
示している。また曲線１０４及び１０５はそれぞれ、本
実施例の内側及び外側の各炉心領域を、曲線１０６は内
側炉心領域を下側にずらさない場合の炉心領域を示して
いる。そのほかは、前出の符号である。図１０は、本実
施例が、内側炉心領域を下側にずらさない場合と比較し
て、制御棒挿入時における、軸方向出力分布の下方への
ひずみが少なくなり、出力分布が平坦化することを示し
ている。すなわち、最大出力密度が１０％程度減少す
る。

【００４２】

【発明の効果】本発明によれば、原子力発電所のプラン
ト寿命を通じて、燃料交換をせずに、所定の電気出力が
供給できる高速増殖炉が実現可能となり、稼働率が向上
し、燃料寿命が長期化するため、経済性が大幅に向上す
る。

【００４３】また、プラント寿命の間、原子炉の使用済
み燃料から分離したＴＲＵを炉心内部に貯蔵し、かつ、
電気出力１０００ＭＷ級の軽水炉約２５基から毎年取出
される使用済み燃料に含まれる量に相当するＴＲＵを、
毎年消滅することができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１実施例の燃料集合体及び燃料要素
の説明図である。

【図２】従来技術の例における燃焼度と中性子無限増倍
率との関係線図である。

【図３】本発明の技術手段を説明するための燃焼度と中
性子無限増倍率との関係線図である。

【図４】Ｐｕ及びＴＲＵの各富化度と最大反応度変化と
の関係線図である。

【図５】第１実施例における燃焼度と中性子無限増倍率
との関係線図である。

【図６】第２実施例における炉心の縦断面図である。

【図７】第３実施例における炉心の縦断面図である。

【図８】第３実施例と、Ｖｆが一様な場合とにおける、
炉心軸方向の出力分布比較のための説明図である。

【図９】第４実施例における炉心の縦断面図である。

【図１０】第４実施例と、内側炉心を下側にずらさない
場合とにおける、炉心軸方向の出力分布比較のための説
明図である。

【符号の説明】

１…燃料集合体、２…ラッパ管、３…燃料要素、５…燃
料ペレット、６…燃料被覆管、６１…第２実施例の炉
心、６２ａ…内側炉心領域、６２ｂ…外側炉心領域、６
３…径方向ブランケット燃料集合体領域、６４…軸方向
ブランケット燃料領域、７１…第３実施例の炉心、７２
…内側炉心領域、７３…外側炉心領域、９１…第４実施
例の炉心、９２…内側炉心領域、９３…外側炉心領域。

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】燃料親物質に核分裂性物質及び超ウラン
元素を富化した混合酸化物燃料からなる燃料ペレット
を、燃料被覆管内に封入した複数本の燃料要素と、前記
燃料要素を取り囲むラッパ管とより構成される燃料集合
体において、前記燃料ペレットに含まれる前記核分裂性
物質の富化度が９〜１２％であり、前記超ウラン元素の
富化度が５〜３０％であることを特徴とする燃料集合
体。
【請求項２】燃料集合体が装荷される原子炉の炉心に
おいて、前記炉心に請求項１記載の燃料集合体を装荷し
てなることを特徴とする原子炉の炉心。
【請求項３】前記炉心の半径方向に、前記炉心の半径
より小さい半径をもつ、円柱状の内部領域を設け、該内
部領域の燃料の密度又は燃料体積比が、前記内部領域を
取り囲む前記炉心の外部領域の燃料の密度又は燃料体積
比の７０〜９０％である請求項２記載の原子炉の炉心。
【請求項４】前記炉心の軸方向中心部に、軸方向に前
記炉心の高さより小さい厚さをもち、かつ半径方向に前
記炉心の半径より小さい半径をもつ、円柱状の内部領域
を設け、該内部領域の燃料の密度又は燃料体積比が、前
記内部領域の上下方向を含めて前記内部領域を取り囲
む、前記炉心の外部領域の燃料の密度又は燃料体積比の
７０〜９０％である請求項２記載の原子炉の炉心。
【請求項５】前記内部領域の軸方向の中心位置を、前
記炉心の軸方向の中心位置よりも、下げてなる請求項４
記載の原子炉の炉心。