JPH06347579A - 高速増殖炉の炉心及び燃料集合体 - Google Patents
高速増殖炉の炉心及び燃料集合体Info
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- JPH06347579A JPH06347579A JP5140733A JP14073393A JPH06347579A JP H06347579 A JPH06347579 A JP H06347579A JP 5140733 A JP5140733 A JP 5140733A JP 14073393 A JP14073393 A JP 14073393A JP H06347579 A JPH06347579 A JP H06347579A
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- nuclides
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- 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
(57)【要約】
【目的】ＭＡ核種装荷による炉心高性能化の利点を損な
わずに、負の温度反応度係数の正側への移行を抑止しつ
つ、ＭＡ核種を効率的に消滅できる高速増殖炉の炉心及
び燃料集合体を提供する。 【構成】高速増殖炉(Ａ)の炉心１の炉心領域７には、軽
水炉使用済み燃料３を分離したＰｕ５を炉心領域７ａ
に、ＭＡ核種６をブランケット領域８ａ、９ａに装荷し
た高速増殖炉(Ｂ)の炉心２における使用済み燃料１０に
含まれる、Ｐｕ５ａ、及びＭＡ核種とその娘核種とのう
ちの少なくとも１種類の核分裂性核種１２、並びに使用
済み燃料１１に含まれる、Ｐｕ５ｂ、及びＭＡ核種とそ
の娘核種とのうちの少なくとも１種類の核分裂性核種１
３が装荷され、ブランケット領域８、９には、残りの核
種である核種１４及び核種１５が装荷されている。
わずに、負の温度反応度係数の正側への移行を抑止しつ
つ、ＭＡ核種を効率的に消滅できる高速増殖炉の炉心及
び燃料集合体を提供する。 【構成】高速増殖炉(Ａ)の炉心１の炉心領域７には、軽
水炉使用済み燃料３を分離したＰｕ５を炉心領域７ａ
に、ＭＡ核種６をブランケット領域８ａ、９ａに装荷し
た高速増殖炉(Ｂ)の炉心２における使用済み燃料１０に
含まれる、Ｐｕ５ａ、及びＭＡ核種とその娘核種とのう
ちの少なくとも１種類の核分裂性核種１２、並びに使用
済み燃料１１に含まれる、Ｐｕ５ｂ、及びＭＡ核種とそ
の娘核種とのうちの少なくとも１種類の核分裂性核種１
３が装荷され、ブランケット領域８、９には、残りの核
種である核種１４及び核種１５が装荷されている。
Description
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、高速増殖炉の炉心及び
燃料集合体に関する。
燃料集合体に関する。
【０００２】
【従来の技術】高速増殖炉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、マイナーアク
チナイド（Minor Actinide）核種［Ｎｐ、Ａｍ、Ｃｍな
どの超長半減期のアクチナイド核種；以後、ＭＡ核種と
略称］が存在する。
って生ずる高レベル放射性廃棄物中には、マイナーアク
チナイド（Minor Actinide）核種［Ｎｐ、Ａｍ、Ｃｍな
どの超長半減期のアクチナイド核種；以後、ＭＡ核種と
略称］が存在する。
【０００３】我が国はこれまで、高レベル放射性廃棄物
を、ガラス固化体に閉じ込めて地層処分することを基本
方針として研究開発を進めてきており、また一方では、
使用済み燃料に含まれるＭＡ核種を再処理して、高速増
殖炉の炉心に装荷し、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いる。
を、ガラス固化体に閉じ込めて地層処分することを基本
方針として研究開発を進めてきており、また一方では、
使用済み燃料に含まれるＭＡ核種を再処理して、高速増
殖炉の炉心に装荷し、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いる。
【０００４】本発明に関連する高速増殖炉を利用してＭ
Ａ核種の消滅を図る技術は、例えば、電気出力１０００
ＭＷ級の高速増殖炉の炉心にＭＡ核種を１０％程度混合
した混合酸化物燃料を装荷し、連続運転期間２年、取出
燃焼度１８０ＧＷｄ／ｔ以上を達成する設計例が、イン
ターナショナル・コンファレンス・オン・ザ・フィジッ
クス・オブ・リアクタ−ズ：オペレーション、デザイン
・アンド・コンピュテーションの会報第４巻（APRIL 23
-27、1990 Concorde-Palm Beach Hotel MARSEILE-FRANC
E)のp.III-1〜10 「CORE DESIGN STUDY FOR ACTINIDE B
URNING LMFBRS」に開示されている（これを、従来技術例
１と呼ぶことにする）。
Ａ核種の消滅を図る技術は、例えば、電気出力１０００
ＭＷ級の高速増殖炉の炉心にＭＡ核種を１０％程度混合
した混合酸化物燃料を装荷し、連続運転期間２年、取出
燃焼度１８０ＧＷｄ／ｔ以上を達成する設計例が、イン
ターナショナル・コンファレンス・オン・ザ・フィジッ
クス・オブ・リアクタ−ズ：オペレーション、デザイン
・アンド・コンピュテーションの会報第４巻（APRIL 23
-27、1990 Concorde-Palm Beach Hotel MARSEILE-FRANC
E)のp.III-1〜10 「CORE DESIGN STUDY FOR ACTINIDE B
URNING LMFBRS」に開示されている（これを、従来技術例
１と呼ぶことにする）。
【０００５】この従来技術例１では、炉心燃料へＭＡ核
種を混合することにより、連続運転期間及び取り出し燃
焼度を、従来の高速増殖炉の２倍以上に高性能化するこ
とができる。これは、ＭＡ核種が、物理的な原理に従っ
て、高速増殖炉の炉心部のような比較的硬い中性子エネ
ルギースペクトル（平均エネルギ−：数百ｋｅＶ）条件
下では、可燃性吸収材及び燃料親核種として、優れた核
的特長を示す性質を有するためである。
種を混合することにより、連続運転期間及び取り出し燃
焼度を、従来の高速増殖炉の２倍以上に高性能化するこ
とができる。これは、ＭＡ核種が、物理的な原理に従っ
て、高速増殖炉の炉心部のような比較的硬い中性子エネ
ルギースペクトル（平均エネルギ−：数百ｋｅＶ）条件
下では、可燃性吸収材及び燃料親核種として、優れた核
的特長を示す性質を有するためである。
【０００６】また、インターナショナル・コンファレン
ス・オン・ファ−スト・リアクターズ・アンド・リレイ
テッド・フューエル・サイクルズの会報第２巻（Octobe
r 28-November 1,1991, Kyoto, Japan）のp.19.5-1〜10
「ACTINIDE TRANSMUTATION IN A FAST INHERENTLY SAFE
CORE (OXIDE FUELED PRISM REACTOR)」には、混合酸化
物燃料を装荷する液体ナトリウム冷却型高速増殖炉の炉
心及びブランケット燃料に、ＭＡ核種を混合する方法が
開示されている。
ス・オン・ファ−スト・リアクターズ・アンド・リレイ
テッド・フューエル・サイクルズの会報第２巻（Octobe
r 28-November 1,1991, Kyoto, Japan）のp.19.5-1〜10
「ACTINIDE TRANSMUTATION IN A FAST INHERENTLY SAFE
CORE (OXIDE FUELED PRISM REACTOR)」には、混合酸化
物燃料を装荷する液体ナトリウム冷却型高速増殖炉の炉
心及びブランケット燃料に、ＭＡ核種を混合する方法が
開示されている。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】高速増殖炉を利用して
ＭＡ核種の消滅を図る場合には、その消滅を高効率化
し、炉心を高性能化する観点から、ＭＡ核種を中性子束
レベルの高い炉心燃料に装荷するのが効果的である。
ＭＡ核種の消滅を図る場合には、その消滅を高効率化
し、炉心を高性能化する観点から、ＭＡ核種を中性子束
レベルの高い炉心燃料に装荷するのが効果的である。
【０００８】しかし、上記の従来技術に開示されている
ように、低エネルギー領域の中性子捕獲断面積が238Ｕ
よりも大きく、数百ｋｅＶを超える高エネルギー領域で
核分裂断面積が急激に大きくなる、Ｎｐ、ＡｍなどのＭ
Ａ核種を、炉心燃料に混入した場合には、ＭＡ核種を混
合しない場合と比べ、中性子エネルギースペクトルの硬
化により、負の温度反応度係数が正側に移行し、安全裕
度が低下する。
ように、低エネルギー領域の中性子捕獲断面積が238Ｕ
よりも大きく、数百ｋｅＶを超える高エネルギー領域で
核分裂断面積が急激に大きくなる、Ｎｐ、ＡｍなどのＭ
Ａ核種を、炉心燃料に混入した場合には、ＭＡ核種を混
合しない場合と比べ、中性子エネルギースペクトルの硬
化により、負の温度反応度係数が正側に移行し、安全裕
度が低下する。
【０００９】本発明の目的は、ＭＡ核種の装荷による炉
心高性能化の利点を損なわずに、負の温度反応度係数の
正側への移行を抑止し、安全性を確保しながら、ＭＡ核
種を効率良く消滅できる高速増殖炉の炉心及び燃料集合
体を提供することにある。
心高性能化の利点を損なわずに、負の温度反応度係数の
正側への移行を抑止し、安全性を確保しながら、ＭＡ核
種を効率良く消滅できる高速増殖炉の炉心及び燃料集合
体を提供することにある。
【００１０】
【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。
して達成することができる。
【００１１】（１）核分裂性物質を主成分とする炉心燃
料からなる円柱状の炉心領域が、燃料親物質を主成分と
するブランケット燃料からなる軸方向及び径方向の各ブ
ランケット領域で取り囲まれた構成になる高速増殖炉の
炉心において、炉心燃料には、マイナーアクチナイド核
種及びその娘核種のうちの少なくとも１種類の核分裂性
核種を混合してあり、ブランケット燃料には、マイナー
アクチナイド核種及びその娘核種のうちの残りの核種を
混合してあること。
料からなる円柱状の炉心領域が、燃料親物質を主成分と
するブランケット燃料からなる軸方向及び径方向の各ブ
ランケット領域で取り囲まれた構成になる高速増殖炉の
炉心において、炉心燃料には、マイナーアクチナイド核
種及びその娘核種のうちの少なくとも１種類の核分裂性
核種を混合してあり、ブランケット燃料には、マイナー
アクチナイド核種及びその娘核種のうちの残りの核種を
混合してあること。
【００１２】（２）核分裂性物質を主成分とする炉心燃
料からなる円柱状の炉心領域が、燃料親物質を主成分と
するブランケット燃料からなる軸方向及び径方向の各ブ
ランケット領域で取り囲まれた構成になる高速増殖炉の
炉心において、炉心燃料には、高速増殖炉(ａ)の使用済
み燃料から取り出されたマイナーアクチナイド核種をブ
ランケット燃料(ｂ)に装荷した高速増殖炉(ｂ)のブラン
ケット領域の使用済み燃料から取り出されたマイナーア
クチナイド核種及びその娘核種を混合し、ブランケット
燃料には、高速増殖炉(ａ)の使用済み燃料から取り出さ
れたマイナーアクチナイド核種を炉心燃料(ｂ)に装荷し
た高速増殖炉(ｂ)の炉心領域の使用済み燃料から取り出
されたマイナーアクチナイド核種及びその娘核種を混合
してあること。
料からなる円柱状の炉心領域が、燃料親物質を主成分と
するブランケット燃料からなる軸方向及び径方向の各ブ
ランケット領域で取り囲まれた構成になる高速増殖炉の
炉心において、炉心燃料には、高速増殖炉(ａ)の使用済
み燃料から取り出されたマイナーアクチナイド核種をブ
ランケット燃料(ｂ)に装荷した高速増殖炉(ｂ)のブラン
ケット領域の使用済み燃料から取り出されたマイナーア
クチナイド核種及びその娘核種を混合し、ブランケット
燃料には、高速増殖炉(ａ)の使用済み燃料から取り出さ
れたマイナーアクチナイド核種を炉心燃料(ｂ)に装荷し
た高速増殖炉(ｂ)の炉心領域の使用済み燃料から取り出
されたマイナーアクチナイド核種及びその娘核種を混合
してあること。
【００１３】（３）（１）において、炉心燃料へ混合す
るマイナーアクチナイド核種及びその娘核種のうちの
238ＰｕのＰｕ同位体割合が、１０％よりも大きい値で
あること。
るマイナーアクチナイド核種及びその娘核種のうちの
238ＰｕのＰｕ同位体割合が、１０％よりも大きい値で
あること。
【００１４】（４）（１）において、炉心燃料には、マ
イナーアクチナイド核種及びその娘核種のうちの核分裂
性核種を混合し、ブランケット燃料には、マイナーアク
チナイド及びその娘核種のうちの残りの核種を混合して
あること。
イナーアクチナイド核種及びその娘核種のうちの核分裂
性核種を混合し、ブランケット燃料には、マイナーアク
チナイド及びその娘核種のうちの残りの核種を混合して
あること。
【００１５】（５）核分裂性物質を主成分とする炉心燃
料からなる円柱状の炉心領域が、燃料親物質を主成分と
するブランケット燃料からなる軸方向及び径方向の各ブ
ランケット領域で取り囲まれた構成になる炉心内に設置
されている高速増殖炉の燃料集合体において、マイナー
アクチナイド核種及びその娘核種を混合した高速増殖炉
のブランケット燃料の使用済み燃料から取り出したマイ
ナーアクチナイド核種及びその娘核種を混合した燃料ペ
レットを内含してあること。
料からなる円柱状の炉心領域が、燃料親物質を主成分と
するブランケット燃料からなる軸方向及び径方向の各ブ
ランケット領域で取り囲まれた構成になる炉心内に設置
されている高速増殖炉の燃料集合体において、マイナー
アクチナイド核種及びその娘核種を混合した高速増殖炉
のブランケット燃料の使用済み燃料から取り出したマイ
ナーアクチナイド核種及びその娘核種を混合した燃料ペ
レットを内含してあること。
【００１６】（６）（５）において、燃料ペレットに含
有するマイナーアクチナイド核種及びその娘核種のうち
の238ＰｕのＰｕ同位体割合が、１０％よりも大きい値
であること。
有するマイナーアクチナイド核種及びその娘核種のうち
の238ＰｕのＰｕ同位体割合が、１０％よりも大きい値
であること。
【００１７】
【作用】Ｎｐ、Ａｍ、Ｃｍなどの、ＭＡ核種は、低エネ
ルギー領域の中性子捕獲断面積が238Ｕよりも大きく、
数百ｋｅｖを超える高エネルギ−領域では核分裂断面積
が急激に大きくなり、これが負の温度反応度係数が正側
へ移行する要因となっている。
ルギー領域の中性子捕獲断面積が238Ｕよりも大きく、
数百ｋｅｖを超える高エネルギ−領域では核分裂断面積
が急激に大きくなり、これが負の温度反応度係数が正側
へ移行する要因となっている。
【００１８】本発明では、このようなＭＡ核種及びその
娘核種のうち、親核種［α値（中性子捕獲断面積と核分
裂断面積との比）が１を超える核種、すなわち、237Ｎ
ｐ、241Ａｍ、243Ａｍ、242Ｃｍ、244Ｃｍなど］を、炉
心特性への影響が小さいブランケット燃料に混合し、残
りの、親核種以外の核種を炉心燃料に混合してあるの
で、負の温度反応度係数の正側への移行を抑止しなが
ら、ＭＡ核種の消滅を図ることができる。
娘核種のうち、親核種［α値（中性子捕獲断面積と核分
裂断面積との比）が１を超える核種、すなわち、237Ｎ
ｐ、241Ａｍ、243Ａｍ、242Ｃｍ、244Ｃｍなど］を、炉
心特性への影響が小さいブランケット燃料に混合し、残
りの、親核種以外の核種を炉心燃料に混合してあるの
で、負の温度反応度係数の正側への移行を抑止しなが
ら、ＭＡ核種の消滅を図ることができる。
【００１９】また、高速増殖炉の使用済み燃料に含まれ
るＭＡ核種の主要核種である237Ｎｐ（半減期２１０万
年）及び241Ａｍ（半減期４３０年）の娘核種である238
Ｐｕの同位体割合を、Ｐｕの１０％より高めた炉心燃料
は、中性子エネルギースペクトル条件下では、α値＜１
となり、核分裂性核種として振る舞う。
るＭＡ核種の主要核種である237Ｎｐ（半減期２１０万
年）及び241Ａｍ（半減期４３０年）の娘核種である238
Ｐｕの同位体割合を、Ｐｕの１０％より高めた炉心燃料
は、中性子エネルギースペクトル条件下では、α値＜１
となり、核分裂性核種として振る舞う。
【００２０】そして、η値（中性子生成断面積と吸収断
面積との比）が239Ｐｕ（η値＝２.３）と比べて小さな
238Ｐｕ（η値＝１.７）は、燃焼に伴って減少し、逆に
この核種の娘核種である239Ｐｕが中性子捕獲反応によ
って増加する。
面積との比）が239Ｐｕ（η値＝２.３）と比べて小さな
238Ｐｕ（η値＝１.７）は、燃焼に伴って減少し、逆に
この核種の娘核種である239Ｐｕが中性子捕獲反応によ
って増加する。
【００２１】したがって、炉心の燃焼に伴う反応度劣化
が抑止され、ＭＡ核種を炉心燃料に混合しなくても、長
期運転及び高燃焼度化を図ることができる。
が抑止され、ＭＡ核種を炉心燃料に混合しなくても、長
期運転及び高燃焼度化を図ることができる。
【００２２】本発明では、ＭＡ核種をブランケット燃料
のみに混合する高速増殖炉と、この高速増殖炉から得ら
れる238Ｐｕの同位体割合が大きいＰｕを炉心燃料とし
て用いる高速増殖炉とを組み合わせてある。したがっ
て、ＭＡ核種の装荷により炉心を高性能化する利点を損
なわずに、負の温度反応度係数の正側への移行を抑止し
ながら、ＭＡ核種を効率的に消滅できる高速増殖炉の炉
心及び燃料集合体を得ることができる。
のみに混合する高速増殖炉と、この高速増殖炉から得ら
れる238Ｐｕの同位体割合が大きいＰｕを炉心燃料とし
て用いる高速増殖炉とを組み合わせてある。したがっ
て、ＭＡ核種の装荷により炉心を高性能化する利点を損
なわずに、負の温度反応度係数の正側への移行を抑止し
ながら、ＭＡ核種を効率的に消滅できる高速増殖炉の炉
心及び燃料集合体を得ることができる。
【００２３】
【実施例】本発明の第１実施例を、図１を用いて説明す
る。図１は、本実施例における使用済み燃料から分離さ
れる核種の流れと高速増殖炉の炉心との説明図である。
る。図１は、本実施例における使用済み燃料から分離さ
れる核種の流れと高速増殖炉の炉心との説明図である。
【００２４】高速増殖炉(Ａ)の炉心１は、核分裂性物質
であるＰｕをＵに富化した混合酸化物燃料（ＵＯ2＋Ｐ
ｕＯ2）からなる炉心領域７と、それを取り囲む燃料親
物質ＵＯ2を主成分とする径方向ブランケット領域８及
び軸方向ブランケット領域９とから構成されている。
であるＰｕをＵに富化した混合酸化物燃料（ＵＯ2＋Ｐ
ｕＯ2）からなる炉心領域７と、それを取り囲む燃料親
物質ＵＯ2を主成分とする径方向ブランケット領域８及
び軸方向ブランケット領域９とから構成されている。
【００２５】本実施例の場合、高速増殖炉(Ａ)の炉心１
における炉心領域の高さは１００ｃｍ、等価直径は３３
０ｃｍ、径方向ブランケット領域８の厚さは３０ｃｍ、
及び軸方向ブランケット領域９の厚さは３５ｃｍであ
る。また、この高速増殖炉の電気出力は１００万ｋＷ、
連続運転期間は１２ケ月であり、燃料の平均取り出し燃
焼度は約１００ＧＷｄ／ｔである。
における炉心領域の高さは１００ｃｍ、等価直径は３３
０ｃｍ、径方向ブランケット領域８の厚さは３０ｃｍ、
及び軸方向ブランケット領域９の厚さは３５ｃｍであ
る。また、この高速増殖炉の電気出力は１００万ｋＷ、
連続運転期間は１２ケ月であり、燃料の平均取り出し燃
焼度は約１００ＧＷｄ／ｔである。
【００２６】このような構成及び運転条件からなる高速
増殖炉において、本実施例は、燃料として、電気出力１
００万ｋＷ及び平均取り出し燃焼度３３ＧＷｄ／ｔの軽
水炉における軽水炉使用済み燃料３を利用する場合であ
る。
増殖炉において、本実施例は、燃料として、電気出力１
００万ｋＷ及び平均取り出し燃焼度３３ＧＷｄ／ｔの軽
水炉における軽水炉使用済み燃料３を利用する場合であ
る。
【００２７】軽水炉使用済み燃料３から取り出されるＭ
Ａ核種の、取り出し直後の組成割合は、表１に示すとお
りである。
Ａ核種の、取り出し直後の組成割合は、表１に示すとお
りである。
【００２８】
【表１】
【００２９】軽水炉使用済み燃料３は、群分離再処理行
程４を経てＰｕ（239Ｐｕ、240Ｐｕ、241Ｐｕ、242Ｐ
ｕ）５と表１の組成をもつＭＡ核種６とに分離され、こ
のうちＰｕ５は高速増殖炉(Ｂ)の炉心２における炉心領
域７ａの燃料に、ＭＡ核種６は径方向ブランケット領域
８ａ及び軸方向ブランケット領域９ａの燃料に、それぞ
れ混合される。
程４を経てＰｕ（239Ｐｕ、240Ｐｕ、241Ｐｕ、242Ｐ
ｕ）５と表１の組成をもつＭＡ核種６とに分離され、こ
のうちＰｕ５は高速増殖炉(Ｂ)の炉心２における炉心領
域７ａの燃料に、ＭＡ核種６は径方向ブランケット領域
８ａ及び軸方向ブランケット領域９ａの燃料に、それぞ
れ混合される。
【００３０】炉心領域７ａの使用済み燃料１０に含まれ
るＰｕ５ａ、及びＭＡ核種とその娘核種とのうちの少な
くとも１種類の核分裂性核種（238Ｐｕ、242Ａｍ、244
Ａｍ、243Ｃｍ、245Ｃｍなどから少なくとも１種類）１
２、並びに高速増殖炉(Ｂ)の炉心２における径方向ブラ
ンケット領域８ａ及び軸方向ブランケット領域９ａの使
用済み燃料１１に含まれるＰｕ５ｂ、及びＭＡ核種とそ
の娘核種とのうちの少なくとも１種類の核分裂性核種（
238Ｐｕ、242Ａｍ、244Ａｍ、243Ｃｍ、245Ｃｍなどか
ら少なくとも１種類）１３を、高速増殖炉(Ａ)の炉心１
の炉心燃料７に混合し、使用済み燃料１０における残り
の核種１４、及び使用済み燃料１１における残りの核種
１５を、径方向ブランケット領域８及び軸方向ブランケ
ット領域９の各燃料に混合してある。
るＰｕ５ａ、及びＭＡ核種とその娘核種とのうちの少な
くとも１種類の核分裂性核種（238Ｐｕ、242Ａｍ、244
Ａｍ、243Ｃｍ、245Ｃｍなどから少なくとも１種類）１
２、並びに高速増殖炉(Ｂ)の炉心２における径方向ブラ
ンケット領域８ａ及び軸方向ブランケット領域９ａの使
用済み燃料１１に含まれるＰｕ５ｂ、及びＭＡ核種とそ
の娘核種とのうちの少なくとも１種類の核分裂性核種（
238Ｐｕ、242Ａｍ、244Ａｍ、243Ｃｍ、245Ｃｍなどか
ら少なくとも１種類）１３を、高速増殖炉(Ａ)の炉心１
の炉心燃料７に混合し、使用済み燃料１０における残り
の核種１４、及び使用済み燃料１１における残りの核種
１５を、径方向ブランケット領域８及び軸方向ブランケ
ット領域９の各燃料に混合してある。
【００３１】一般に、燃料にＭＡ核種を混合した場合、
熱伝導率及び融点が低下し、熱的余裕は減少すると言わ
れているが、ブランケット燃料の出力密度は炉心燃料の
それと比べて一桁小さいので、ブランケット燃料では、
炉心燃料の場合と比べて、ＭＡ核種の混合割合を高くす
ることができる。
熱伝導率及び融点が低下し、熱的余裕は減少すると言わ
れているが、ブランケット燃料の出力密度は炉心燃料の
それと比べて一桁小さいので、ブランケット燃料では、
炉心燃料の場合と比べて、ＭＡ核種の混合割合を高くす
ることができる。
【００３２】図２は、径方向及び軸方向の各ブランケッ
ト燃料へのＭＡ核種の混合割合を２０％としたときの、
高速増殖炉の運転に伴うＭＡ核種の消滅量の変化を、前
述の従来技術例１、すなわち、炉心燃料へのＭＡ核種の
混合割合を１０％としたときのそれと比較して示した線
図である。
ト燃料へのＭＡ核種の混合割合を２０％としたときの、
高速増殖炉の運転に伴うＭＡ核種の消滅量の変化を、前
述の従来技術例１、すなわち、炉心燃料へのＭＡ核種の
混合割合を１０％としたときのそれと比較して示した線
図である。
【００３３】横軸には燃料の炉内滞在年数、縦軸にはＭ
Ａ核種の消滅量（ｔｏｎ）をとってある。線図２１には
径方向ブランケット燃料におけるＭＡ核種の消滅量、線
図２２には径方向及び軸方向の各ブランケット燃料にお
けるＭＡ核種の消滅量の合計を示してある。また、線図
２３にはＭＡ核種の混合割合を１０％としたときの炉心
燃料におけるＭＡ核種の消滅量を示してある。
Ａ核種の消滅量（ｔｏｎ）をとってある。線図２１には
径方向ブランケット燃料におけるＭＡ核種の消滅量、線
図２２には径方向及び軸方向の各ブランケット燃料にお
けるＭＡ核種の消滅量の合計を示してある。また、線図
２３にはＭＡ核種の混合割合を１０％としたときの炉心
燃料におけるＭＡ核種の消滅量を示してある。
【００３４】図２から明らかなように、高速増殖炉(Ａ)
の炉心１（図１参照）の燃料取り出し時に相当する炉内
滞在年数３年時では、ブランケット領域におけるＭＡ核
種の消滅量は、従来技術例１の場合にほぼ匹敵する量で
ある。
の炉心１（図１参照）の燃料取り出し時に相当する炉内
滞在年数３年時では、ブランケット領域におけるＭＡ核
種の消滅量は、従来技術例１の場合にほぼ匹敵する量で
ある。
【００３５】これは、同じ出力規模の軽水炉約１０基分
から毎年取り出されるＭＡ核種を、毎年消滅する量に相
当する。従来技術例１における、炉心燃料にＭＡ核種を
１０％混合する高速増殖炉の炉心の場合、ＭＡ核種を装
荷しない同出力規模の混合酸化物燃料を装荷した高速増
殖炉の炉心と比べて、連続運転期間及び取り出し燃焼度
を約２倍に高性能化できるが、負の温度反応度係数は正
側に移行する。
から毎年取り出されるＭＡ核種を、毎年消滅する量に相
当する。従来技術例１における、炉心燃料にＭＡ核種を
１０％混合する高速増殖炉の炉心の場合、ＭＡ核種を装
荷しない同出力規模の混合酸化物燃料を装荷した高速増
殖炉の炉心と比べて、連続運転期間及び取り出し燃焼度
を約２倍に高性能化できるが、負の温度反応度係数は正
側に移行する。
【００３６】しかし、本実施例における高速増殖炉(Ａ)
の炉心１では、ＭＡ核種はブランケット燃料のみに混合
しているので、連続運転期間及び取り出し燃焼度などの
炉心性能を、従来技術例１の場合と同程度に確保しなが
ら、負の温度反応度係数を、混合酸化物装荷の高速増殖
炉の炉心の場合と、ほぼ同程度に抑制することができ
る。
の炉心１では、ＭＡ核種はブランケット燃料のみに混合
しているので、連続運転期間及び取り出し燃焼度などの
炉心性能を、従来技術例１の場合と同程度に確保しなが
ら、負の温度反応度係数を、混合酸化物装荷の高速増殖
炉の炉心の場合と、ほぼ同程度に抑制することができ
る。
【００３７】なお、本実施例における高速増殖炉(Ａ)の
炉心１を、軽水炉などの一般の原子炉の炉心に置き換
え、ＭＡ消滅炉として使用することもできる。
炉心１を、軽水炉などの一般の原子炉の炉心に置き換
え、ＭＡ消滅炉として使用することもできる。
【００３８】本発明の第２実施例を図３を用いて説明す
る。図３は、本実施例の使用済み燃料から分離される核
種の流れと高速増殖炉の炉心の説明図である。炉心のサ
イズ、及び平均取り出し燃焼度などの設計パラメ−タは
第１実施例の場合と同じである。
る。図３は、本実施例の使用済み燃料から分離される核
種の流れと高速増殖炉の炉心の説明図である。炉心のサ
イズ、及び平均取り出し燃焼度などの設計パラメ−タは
第１実施例の場合と同じである。
【００３９】第ｎサイクル目の高速増殖炉の炉心３１
は、核分裂性物質を富化した炉心燃料からなる炉心領域
３５、並びにそれを取り囲んだ燃料親物質を主成分とす
る、径方向ブランケット領域３６及び軸方向ブランケッ
ト３７により構成されている。また、第ｎ−１サイクル
目の高速増殖炉の炉心３２は、核分裂性物質を富化した
炉心燃料よりなる炉心領域３５ａ、並びにそれを取り囲
んだ燃料親物質を主成分とする、径方向ブランケット領
域３６ａ及び軸方向ブランケット３７ａにより構成され
ている。
は、核分裂性物質を富化した炉心燃料からなる炉心領域
３５、並びにそれを取り囲んだ燃料親物質を主成分とす
る、径方向ブランケット領域３６及び軸方向ブランケッ
ト３７により構成されている。また、第ｎ−１サイクル
目の高速増殖炉の炉心３２は、核分裂性物質を富化した
炉心燃料よりなる炉心領域３５ａ、並びにそれを取り囲
んだ燃料親物質を主成分とする、径方向ブランケット領
域３６ａ及び軸方向ブランケット３７ａにより構成され
ている。
【００４０】第ｎサイクル目の高速増殖炉の炉心３１の
炉心領域３５には、第ｎ−１サイクル目の高速増殖炉の
炉心３２の径方向ブランケット領域３６ａ及び軸方向ブ
ランケット領域３７ａの使用済み燃料３４に含まれるＰ
ｕ３８ｂ及びＭＡ核種３９ｂ、並びに第ｎ−１サイクル
目の高速増殖炉の炉心３２の炉心領域３５ａの使用済み
燃料３３に含まれるＰｕ３８ａを、それぞれ再処理後装
荷してある。
炉心領域３５には、第ｎ−１サイクル目の高速増殖炉の
炉心３２の径方向ブランケット領域３６ａ及び軸方向ブ
ランケット領域３７ａの使用済み燃料３４に含まれるＰ
ｕ３８ｂ及びＭＡ核種３９ｂ、並びに第ｎ−１サイクル
目の高速増殖炉の炉心３２の炉心領域３５ａの使用済み
燃料３３に含まれるＰｕ３８ａを、それぞれ再処理後装
荷してある。
【００４１】また、第ｎサイクル目の高速増殖炉の炉心
３１の径方向ブランケット領域３６及び軸方向ブランケ
ット領域３７には、第ｎ−１サイクル目の高速増殖炉の
炉心３２の炉心領域３５ａの使用済み燃料３３に含まれ
るＭＡ核種３９ａを再処理後装荷してある。
３１の径方向ブランケット領域３６及び軸方向ブランケ
ット領域３７には、第ｎ−１サイクル目の高速増殖炉の
炉心３２の炉心領域３５ａの使用済み燃料３３に含まれ
るＭＡ核種３９ａを再処理後装荷してある。
【００４２】第ｎ−１サイクル目の高速増殖炉の炉心３
２の場合、径方向ブランケット領域３６ａ及び軸方向ブ
ランケット領域３７ａでは、炉心領域３５ａの場合と比
べて、中性子束レベルが低く、また、中性子の平均エネ
ルギ−が相対的に小さく、中性子エネルギ−スペクトル
が軟らかいので、核分裂反応よりも中性子吸収反応が支
配的である。
２の場合、径方向ブランケット領域３６ａ及び軸方向ブ
ランケット領域３７ａでは、炉心領域３５ａの場合と比
べて、中性子束レベルが低く、また、中性子の平均エネ
ルギ−が相対的に小さく、中性子エネルギ−スペクトル
が軟らかいので、核分裂反応よりも中性子吸収反応が支
配的である。
【００４３】したがって、径方向ブランケット領域３６
ａ及び軸方向ブランケット領域３７ａの使用済み燃料３
４に含まれるＭＡ核種３９ｂの核分裂性核種（242Ａ
ｍ、244Ａｍ、243Ｃｍ、245Ｃｍなど）の残存割合は、
炉心領域３５ａの使用済み燃料３３に含まれるＭＡ核種
３９ａのそれよりも大きい。
ａ及び軸方向ブランケット領域３７ａの使用済み燃料３
４に含まれるＭＡ核種３９ｂの核分裂性核種（242Ａ
ｍ、244Ａｍ、243Ｃｍ、245Ｃｍなど）の残存割合は、
炉心領域３５ａの使用済み燃料３３に含まれるＭＡ核種
３９ａのそれよりも大きい。
【００４４】したがって、本実施例では、第１実施例で
実施したような、ＭＡ核種を核分裂性核種［α値〔中性
子捕獲断面積と核分裂断面積との比〕≦１］と親核種
［α値＞１］とに分離することをせずに、ＵとＰｕとを
分離するために従来行われている再処理行程に、ＭＡ核
種とＰｕとを分離するための化学的な分離行程を追加す
るのみで、炉心燃料に装荷する親核種ＭＡ（237Ｎｐ、
241Ａｍ、243Ａｍ、242Ｃｍ、244Ｃｍなど）の割合を低
減することができる。
実施したような、ＭＡ核種を核分裂性核種［α値〔中性
子捕獲断面積と核分裂断面積との比〕≦１］と親核種
［α値＞１］とに分離することをせずに、ＵとＰｕとを
分離するために従来行われている再処理行程に、ＭＡ核
種とＰｕとを分離するための化学的な分離行程を追加す
るのみで、炉心燃料に装荷する親核種ＭＡ（237Ｎｐ、
241Ａｍ、243Ａｍ、242Ｃｍ、244Ｃｍなど）の割合を低
減することができる。
【００４５】すなわち、炉心燃料に親核種ＭＡ核種を装
荷する従来技術の場合と比べて、負の温度反応度係数の
正側への移行を抑止しながら、ＭＡ核種を消滅すること
ができる。
荷する従来技術の場合と比べて、負の温度反応度係数の
正側への移行を抑止しながら、ＭＡ核種を消滅すること
ができる。
【００４６】なお、本実施例における第ｎサイクル目の
高速増殖炉の炉心３１を、軽水炉などの一般の原子炉の
炉心に置き換え、ＭＡ消滅炉として使用することもでき
る。
高速増殖炉の炉心３１を、軽水炉などの一般の原子炉の
炉心に置き換え、ＭＡ消滅炉として使用することもでき
る。
【００４７】以下、本発明の第３実施例を、図４及び図
５を用いて説明する。
５を用いて説明する。
【００４８】図４は本実施例の高速増殖炉の炉心の模式
縦断面図であり、炉心のサイズ等の設計パラメ−タは第
１実施例の高速増殖炉の炉心の場合と同じである。
縦断面図であり、炉心のサイズ等の設計パラメ−タは第
１実施例の高速増殖炉の炉心の場合と同じである。
【００４９】図４において、高速増殖炉の炉心４１に
は、238Ｐｕの同位体割合を４０％としたＰｕを混合し
た炉心領域４２を形成してある。このＰｕは、ＭＡ核種
を２０％混合したブランケット領域の使用済み燃料と軽
水炉の使用済み燃料から取り出したＰｕとを、それぞれ
８：２の割合で混合して得ることができる。なお、この
場合、Ｐｕの富化度は２５％となる（Ｐｕ／（Ｐｕ＋
Ｕ）＝０．２５）。
は、238Ｐｕの同位体割合を４０％としたＰｕを混合し
た炉心領域４２を形成してある。このＰｕは、ＭＡ核種
を２０％混合したブランケット領域の使用済み燃料と軽
水炉の使用済み燃料から取り出したＰｕとを、それぞれ
８：２の割合で混合して得ることができる。なお、この
場合、Ｐｕの富化度は２５％となる（Ｐｕ／（Ｐｕ＋
Ｕ）＝０．２５）。
【００５０】図５の（ａ）は、本実施例の高速増殖炉に
おける核分裂性Ｐｕの重量の時間変化を示す線図であ
り、図５の（ｂ）は、核分裂性Ｐｕ核種(ｉ）［ｉ＝
１、２、…、…］の中性子生成反応率と吸収反応率との
比（η’値）の時間変化を示す各線図である。なお、図
５の（ａ）の縦軸には、無次元単位を用いており、炉内
滞在年数零のときの核分裂性Ｐｕ合計値を基準にし、こ
の値を１にとってある。
おける核分裂性Ｐｕの重量の時間変化を示す線図であ
り、図５の（ｂ）は、核分裂性Ｐｕ核種(ｉ）［ｉ＝
１、２、…、…］の中性子生成反応率と吸収反応率との
比（η’値）の時間変化を示す各線図である。なお、図
５の（ａ）の縦軸には、無次元単位を用いており、炉内
滞在年数零のときの核分裂性Ｐｕ合計値を基準にし、こ
の値を１にとってある。
【００５１】第１実施例の表１に示すような組成をも
つ、軽水炉から取り出したＭＡ核種を、高速増殖炉のブ
ランケット領域の燃料に２０％混合した場合、その高速
増殖炉の運転後における取り出し燃料に含まれるＰｕの
同位体割合は、ほぼ238Ｐｕ：239Ｐｕ＝５０：５０
（％）である。一方、軽水炉の使用済み燃料から取り出
したＰｕの同位体割合は、239Ｐｕ：240Ｐｕ：241Ｐ
ｕ：242Ｐｕ＝５８：２４：１４：４（％）である。
つ、軽水炉から取り出したＭＡ核種を、高速増殖炉のブ
ランケット領域の燃料に２０％混合した場合、その高速
増殖炉の運転後における取り出し燃料に含まれるＰｕの
同位体割合は、ほぼ238Ｐｕ：239Ｐｕ＝５０：５０
（％）である。一方、軽水炉の使用済み燃料から取り出
したＰｕの同位体割合は、239Ｐｕ：240Ｐｕ：241Ｐ
ｕ：242Ｐｕ＝５８：２４：１４：４（％）である。
【００５２】したがって、両者の混合割合を調整するこ
とによって、Ｐｕ全体に占める238Ｐｕの同位体割合を
調整することができる。
とによって、Ｐｕ全体に占める238Ｐｕの同位体割合を
調整することができる。
【００５３】また、図５の（ａ）に示すように、238Ｐ
ｕの重量は、核分裂反応及び中性子捕獲反応により重量
が減少するのに対して、238Ｕと238Ｐｕとの中性子捕獲
反応による生成量が核分裂反応による減少量を上回るの
で、238Ｕ及び238ＰｕのＭＡ核種の娘核種である239Ｐ
ｕの重量は増加する。
ｕの重量は、核分裂反応及び中性子捕獲反応により重量
が減少するのに対して、238Ｕと238Ｐｕとの中性子捕獲
反応による生成量が核分裂反応による減少量を上回るの
で、238Ｕ及び238ＰｕのＭＡ核種の娘核種である239Ｐ
ｕの重量は増加する。
【００５４】また、高速増殖炉の炉心の中性子エネルギ
−スペクトルにおける、核種ごとに定義したη’値は、
238Ｐｕの１.７に対して239Ｐｕでは２.３と大きいの
で、図５の（ｂ）に示すように、239Ｐｕのη’値が大
幅に増大し、燃焼末期の反応度維持に大きく寄与する。
−スペクトルにおける、核種ごとに定義したη’値は、
238Ｐｕの１.７に対して239Ｐｕでは２.３と大きいの
で、図５の（ｂ）に示すように、239Ｐｕのη’値が大
幅に増大し、燃焼末期の反応度維持に大きく寄与する。
【００５５】また、燃焼初期にはη’値の小さい238Ｐ
ｕが多量に存在するので、余剰反応度を従来の炉心並に
小さく抑えることができる。
ｕが多量に存在するので、余剰反応度を従来の炉心並に
小さく抑えることができる。
【００５６】上記のことから、本実施例の炉心では、炉
心燃料にＭＡ核種を装荷していないにも拘らず、連続運
転期間を１２ケ月から２４ケ月（燃料の炉内滞在年数は
２４ケ月×３バッチ＝６年）、平均取り出し燃焼度を１
００ＧＷｄ／ｔから２００ＧＷｄ／ｔへと、いずれも２
倍にすることができる。なお、運転サイクル初期の余剰
反応度は、連続運転期間１２ケ月の従来炉心と同程度の
３.４％Δｋ／ｋである。
心燃料にＭＡ核種を装荷していないにも拘らず、連続運
転期間を１２ケ月から２４ケ月（燃料の炉内滞在年数は
２４ケ月×３バッチ＝６年）、平均取り出し燃焼度を１
００ＧＷｄ／ｔから２００ＧＷｄ／ｔへと、いずれも２
倍にすることができる。なお、運転サイクル初期の余剰
反応度は、連続運転期間１２ケ月の従来炉心と同程度の
３.４％Δｋ／ｋである。
【００５７】すなわち、本実施例では、負の温度反応度
係数を正側へ移行させる主要因子であるＭＡ核種を、炉
心燃料に装荷していないので、炉心燃料に１０％のＭＡ
核種を装荷する従来技術例１の場合と比べて、負の温度
反応度係数の絶対値が大きくなる。
係数を正側へ移行させる主要因子であるＭＡ核種を、炉
心燃料に装荷していないので、炉心燃料に１０％のＭＡ
核種を装荷する従来技術例１の場合と比べて、負の温度
反応度係数の絶対値が大きくなる。
【００５８】なお、本実施例の炉心燃料を構成する燃料
集合体は、本実施例以外の他の高速増殖炉、又は一般の
原子炉においても、炉心燃料の構成条件により、有効に
活用することができる。
集合体は、本実施例以外の他の高速増殖炉、又は一般の
原子炉においても、炉心燃料の構成条件により、有効に
活用することができる。
【００５９】本発明の第４実施例を図６を用いて説明す
る。図６は、本実施例の分離核種の流れ、及び高速増殖
炉の炉心の説明図である。
る。図６は、本実施例の分離核種の流れ、及び高速増殖
炉の炉心の説明図である。
【００６０】本実施例は、軽水炉使用済み燃料３を、群
分離再処理行程４において、ＭＡ核種を、α値が１以下
である核分裂性ＭＡ核種（237Ｎｐ、241Ａｍ、243Ａ
ｍ、242Ｃｍ及び244Ｃｍなど）６２と、α値が１を超え
る親核種ＭＡ核種（242Ａｍ、244Ａｍ、243Ｃｍ及び245
Ｃｍなど）６３とに核種分離し、高速増殖炉の炉心６４
における炉心領域６５には、核分裂性核種ＭＡ核種６２
及びＰｕ６１（238Ｐｕ〜242Ｐｕ）のみを装荷し、径方
向ブランケット領域６６及び軸方向ブランケット６７に
は、親核種ＭＡ核種６３のみを装荷してある場合であ
る。
分離再処理行程４において、ＭＡ核種を、α値が１以下
である核分裂性ＭＡ核種（237Ｎｐ、241Ａｍ、243Ａ
ｍ、242Ｃｍ及び244Ｃｍなど）６２と、α値が１を超え
る親核種ＭＡ核種（242Ａｍ、244Ａｍ、243Ｃｍ及び245
Ｃｍなど）６３とに核種分離し、高速増殖炉の炉心６４
における炉心領域６５には、核分裂性核種ＭＡ核種６２
及びＰｕ６１（238Ｐｕ〜242Ｐｕ）のみを装荷し、径方
向ブランケット領域６６及び軸方向ブランケット６７に
は、親核種ＭＡ核種６３のみを装荷してある場合であ
る。
【００６１】本実施例では、ＭＡ核種の核種分離という
新たな行程を必要とする反面、負の温度反応度係数の正
側への移行を防止しながら、効率的にＭＡ核種を消滅す
ることができる。
新たな行程を必要とする反面、負の温度反応度係数の正
側への移行を防止しながら、効率的にＭＡ核種を消滅す
ることができる。
【００６２】本発明の第５実施例を、図７を用いて説明
する。図７の(ａ)は本実施例の燃料集合体の外観図、図
７の(ｂ)は図７の(ａ)の横断面図、図７の(ｃ)は燃料集
合体を構成している燃料要素の模式縦断面図である。
する。図７の(ａ)は本実施例の燃料集合体の外観図、図
７の(ｂ)は図７の(ａ)の横断面図、図７の(ｃ)は燃料集
合体を構成している燃料要素の模式縦断面図である。
【００６３】燃料集合体７１は、核燃料物質を焼結した
複数の燃料ペレット７５を燃料被覆管７６内に挿入し、
更に燃料被覆管７６内を上部端栓７７及び下部端栓７８
で封入した燃料要素７３と、これを取り囲むラッパ管７
２などにより構成されており、燃料被覆管７６及びラッ
パ管７２などの構造材はステンレススチールである。ま
た、冷却材の液体ナトリウム（図示せず）は、燃料集合
体７１のナトリウム冷却材流路７４を、下から上に向か
って流れるようになっている。
複数の燃料ペレット７５を燃料被覆管７６内に挿入し、
更に燃料被覆管７６内を上部端栓７７及び下部端栓７８
で封入した燃料要素７３と、これを取り囲むラッパ管７
２などにより構成されており、燃料被覆管７６及びラッ
パ管７２などの構造材はステンレススチールである。ま
た、冷却材の液体ナトリウム（図示せず）は、燃料集合
体７１のナトリウム冷却材流路７４を、下から上に向か
って流れるようになっている。
【００６４】上記のような燃料集合体７１の構成におい
て、本実施例の燃料物質は、親物質である劣化ウラン
に、第１実施例（図１参照）の高速増殖炉(Ｂ)の炉心２
の径方向ブランケット領域８ａ及び軸方向ブランケット
領域９ａの使用済み燃料１１から、群分離再処理工程を
経て取り出したＭＡ核種、及び核燃料物質を富化した混
合酸化物である。
て、本実施例の燃料物質は、親物質である劣化ウラン
に、第１実施例（図１参照）の高速増殖炉(Ｂ)の炉心２
の径方向ブランケット領域８ａ及び軸方向ブランケット
領域９ａの使用済み燃料１１から、群分離再処理工程を
経て取り出したＭＡ核種、及び核燃料物質を富化した混
合酸化物である。
【００６５】径方向ブランケット領域８ａ及び軸方向ブ
ランケット領域９ａでは、中性子吸収反応が支配的であ
るので、燃料物質として用いるＭＡ核種に、核分裂性核
種（α値≦１）を、親核種（α値＞１）よりも多く含有
している。
ランケット領域９ａでは、中性子吸収反応が支配的であ
るので、燃料物質として用いるＭＡ核種に、核分裂性核
種（α値≦１）を、親核種（α値＞１）よりも多く含有
している。
【００６６】したがって、本実施例の燃料集合体７１を
炉心燃料として用いる高速増殖炉の負の温度反応度係数
は、軽水炉の使用済み燃料から取り出された全てが親核
種であるＭＡ核種を炉心燃料に含めている従来技術例１
の場合よりも、小さくなる。以上の各実施例のほかに、
本発明は、Ｐｕ富化度を異にする２つの領域を有する均
質炉心構成、炉心の軸方向中央に円盤状の劣化ウラン又
は天然ウランからなる内部ブランケット領域を配置する
軸方向非均質炉心構成、及び炉心領域にＰｕを装荷せず
に劣化ウラン又は天然ウランのみを燃料として用いる内
部ブランケット燃料集合体を複数体設置する径方向非均
質炉心構成のいずれの場合にも適用でき、同様の効果を
得ることができる。
炉心燃料として用いる高速増殖炉の負の温度反応度係数
は、軽水炉の使用済み燃料から取り出された全てが親核
種であるＭＡ核種を炉心燃料に含めている従来技術例１
の場合よりも、小さくなる。以上の各実施例のほかに、
本発明は、Ｐｕ富化度を異にする２つの領域を有する均
質炉心構成、炉心の軸方向中央に円盤状の劣化ウラン又
は天然ウランからなる内部ブランケット領域を配置する
軸方向非均質炉心構成、及び炉心領域にＰｕを装荷せず
に劣化ウラン又は天然ウランのみを燃料として用いる内
部ブランケット燃料集合体を複数体設置する径方向非均
質炉心構成のいずれの場合にも適用でき、同様の効果を
得ることができる。
【００６７】更に、本発明は、ＰｕとＵの各酸化物を混
合する混合酸化物燃料（ＰｕＯ2＋ＵＯ2）のほかに、混
合炭化物燃料（ＰｕＣ＋ＵＣ）、混合窒化物燃料（Ｐｕ
Ｎ＋ＵＮ）、及び金属燃料（Ｐｕ−Ｕ−Ｚｒ）のいずれ
の燃料形態をとる場合にも適用することができ、同様の
効果を得ることができる。
合する混合酸化物燃料（ＰｕＯ2＋ＵＯ2）のほかに、混
合炭化物燃料（ＰｕＣ＋ＵＣ）、混合窒化物燃料（Ｐｕ
Ｎ＋ＵＮ）、及び金属燃料（Ｐｕ−Ｕ−Ｚｒ）のいずれ
の燃料形態をとる場合にも適用することができ、同様の
効果を得ることができる。
【００６８】
【発明の効果】本発明によれば、負の温度反応度係数
を、ＭＡ核種を装荷しない通常の１００万ｋＷｅクラス
の混合酸化物燃料を装荷した高速増殖炉の炉心の場合と
同程度に保持した状態で、同出力規模の軽水炉約１０基
分から毎年取り出される量に相当するＭＡ核種を、毎年
消滅することができる。
を、ＭＡ核種を装荷しない通常の１００万ｋＷｅクラス
の混合酸化物燃料を装荷した高速増殖炉の炉心の場合と
同程度に保持した状態で、同出力規模の軽水炉約１０基
分から毎年取り出される量に相当するＭＡ核種を、毎年
消滅することができる。
【００６９】また、上記の高速増殖炉の炉心の場合に比
べて、連続運転期間、及び燃料の平均取り出し燃焼度
を、それぞれ２倍にすることができる。
べて、連続運転期間、及び燃料の平均取り出し燃焼度
を、それぞれ２倍にすることができる。
【図１】第１実施例の分離核種の流れ、及び高速増殖炉
の炉心の説明図である。
の炉心の説明図である。
【図２】ＭＡ核種の消滅量の時間変化を示す線図であ
る。
る。
【図３】第２実施例の分離核種の流れ、及び高速増殖炉
の炉心の説明図である。
の炉心の説明図である。
【図４】第３実施例の高速増殖炉の炉心の模式縦断面図
である。
である。
【図５】第３実施例の核分裂性Ｐｕの重量、及びη’の
各時間変化の説明図である。
各時間変化の説明図である。
【図６】第４実施例の分離核種の流れ、及び高速増殖炉
の炉心の説明図である。
の炉心の説明図である。
【図７】第５実施例の燃料集合体の説明図である。
１…高速増殖炉(Ａ)の炉心、２…高速増殖炉(Ｂ)の炉
心、３…軽水炉使用済み燃料、４…群分離再処理工程、
５、５ａ、５ｂ、３８ａ、３８ｂ…Ｐｕ、６、３９ａ、
３９ｂ…ＭＡ核種、７、７ａ、３５、３５ａ、６５…炉
心領域、８、８ａ、３６、３６ａ、４３、６６…径方向
ブランケット領域、９、９ａ、３７、３７ａ、４４、６
７…軸方向ブランケット領域、１０…炉心領域７ａの使
用済み燃料、１１…径方向ブランケット領域８ａ及び径
方向ブランケット領域９ａの使用済み燃料、１２、１３
…ＭＡ核種とその娘核種とのうちの少なくとも１種類の
核分裂核種、１４、１５…残りの核種、２１…径方向ブ
ランケット燃料に含まれるＭＡ核種の消費量、２２…径
方向及び軸方向各ブランケット燃料に含まれるＭＡ核種
の消費量、２３…炉心燃料に含まれるＭＡ核種の消費
量、３１…ｎサイクル目の高速増殖炉の炉心、３２…ｎ
−１サイクル目の高速増殖炉の炉心、３３…ｎ−１サイ
クル目の炉心の使用済み炉心燃料、３４…ｎ−１サイク
ル目の炉心の使用済みブランケット燃料、４１、６４…
高速増殖炉の炉心、４２…238Ｐｕの同位体組成割合が
４０％の炉心領域、６１…Ｐｕ(238Ｐｕ〜242Ｐｕ)、６
２…核分裂性ＭＡ核種、６３…親核種ＭＡ核種、７１…
燃料集合体、７２…ラッパ管、７３…燃料要素、７４…
ナトリウム冷却材流路、７５…燃料ペレット、７６…燃
料被覆管、７７…上部端栓、７８…下部端栓。
心、３…軽水炉使用済み燃料、４…群分離再処理工程、
５、５ａ、５ｂ、３８ａ、３８ｂ…Ｐｕ、６、３９ａ、
３９ｂ…ＭＡ核種、７、７ａ、３５、３５ａ、６５…炉
心領域、８、８ａ、３６、３６ａ、４３、６６…径方向
ブランケット領域、９、９ａ、３７、３７ａ、４４、６
７…軸方向ブランケット領域、１０…炉心領域７ａの使
用済み燃料、１１…径方向ブランケット領域８ａ及び径
方向ブランケット領域９ａの使用済み燃料、１２、１３
…ＭＡ核種とその娘核種とのうちの少なくとも１種類の
核分裂核種、１４、１５…残りの核種、２１…径方向ブ
ランケット燃料に含まれるＭＡ核種の消費量、２２…径
方向及び軸方向各ブランケット燃料に含まれるＭＡ核種
の消費量、２３…炉心燃料に含まれるＭＡ核種の消費
量、３１…ｎサイクル目の高速増殖炉の炉心、３２…ｎ
−１サイクル目の高速増殖炉の炉心、３３…ｎ−１サイ
クル目の炉心の使用済み炉心燃料、３４…ｎ−１サイク
ル目の炉心の使用済みブランケット燃料、４１、６４…
高速増殖炉の炉心、４２…238Ｐｕの同位体組成割合が
４０％の炉心領域、６１…Ｐｕ(238Ｐｕ〜242Ｐｕ)、６
２…核分裂性ＭＡ核種、６３…親核種ＭＡ核種、７１…
燃料集合体、７２…ラッパ管、７３…燃料要素、７４…
ナトリウム冷却材流路、７５…燃料ペレット、７６…燃
料被覆管、７７…上部端栓、７８…下部端栓。
Claims (6)
- 【請求項１】 核分裂性物質を主成分とする炉心燃料か
らなる円柱状の炉心領域が、燃料親物質を主成分とする
ブランケット燃料からなる軸方向及び径方向の各ブラン
ケット領域で取り囲まれた構成になる高速増殖炉の炉心
において、前記炉心燃料には、マイナーアクチナイド核
種及びその娘核種のうちの少なくとも１種類の核分裂性
核種を混合してあり、前記ブランケット燃料には、前記
マイナーアクチナイド核種及びその娘核種のうちの残り
の核種を混合してあることを特徴とする高速増殖炉の炉
心。 - 【請求項２】 核分裂性物質を主成分とする炉心燃料か
らなる円柱状の炉心領域が、燃料親物質を主成分とする
ブランケット燃料からなる軸方向及び径方向の各ブラン
ケット領域で取り囲まれた構成になる高速増殖炉の炉心
において、前記炉心燃料には、高速増殖炉(ａ)の使用済
み燃料から取り出されたマイナーアクチナイド核種をブ
ランケット燃料(ｂ)に装荷した高速増殖炉(ｂ)のブラン
ケット領域の使用済み燃料から取り出されたマイナーア
クチナイド核種及びその娘核種を混合し、前記ブランケ
ット燃料には、前記高速増殖炉(ａ)の使用済み燃料から
取り出されたマイナーアクチナイド核種を炉心燃料(ｂ)
に装荷した前記高速増殖炉(ｂ)の炉心領域の使用済み燃
料から取り出されたマイナーアクチナイド核種及びその
娘核種を混合してあることを特徴とする高速増殖炉の炉
心。 - 【請求項３】 前記炉心燃料へ混合する前記マイナーア
クチナイド核種及びその娘核種のうちの238ＰｕのＰｕ
同位体割合が、１０％よりも大きい値である請求項１記
載の高速増殖炉の炉心。 - 【請求項４】 前記炉心燃料には、マイナーアクチナイ
ド核種及びその娘核種のうちの核分裂性核種を混合し、
前記ブランケット燃料には、前記マイナーアクチナイド
核種及びその娘核種のうちの残りの核種を混合してある
請求項１記載の高速増殖炉の炉心。 - 【請求項５】 核分裂性物質を主成分とする炉心燃料か
らなる円柱状の炉心領域が、燃料親物質を主成分とする
ブランケット燃料からなる軸方向及び径方向の各ブラン
ケット領域で取り囲まれた構成になる炉心内に設置され
ている高速増殖炉の燃料集合体において、マイナーアク
チナイド核種及びその娘核種を混合した高速増殖炉のブ
ランケット燃料の使用済み燃料から取り出したマイナー
アクチナイド核種及びその娘核種を混合した燃料ペレッ
トを内含してあることを特徴とする高速増殖炉の燃料集
合体。 - 【請求項６】 前記燃料ペレットに含有する前記マイナ
ーアクチナイド核種及びその娘核種のうちの238Ｐｕの
Ｐｕ同位体割合が、１０％よりも大きい値である請求項
５記載の高速増殖炉の燃料集合体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5140733A JPH06347579A (ja) | 1993-06-11 | 1993-06-11 | 高速増殖炉の炉心及び燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5140733A JPH06347579A (ja) | 1993-06-11 | 1993-06-11 | 高速増殖炉の炉心及び燃料集合体 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06347579A true JPH06347579A (ja) | 1994-12-22 |
Family
ID=15275446
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5140733A Pending JPH06347579A (ja) | 1993-06-11 | 1993-06-11 | 高速増殖炉の炉心及び燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH06347579A (ja) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1997002575A1 (en) * | 1995-07-04 | 1997-01-23 | European Atomic Energy Community (Euratom) | A method for the destruction of plutonium by irradiation in a light water reactor |
| JP2013033065A (ja) * | 2012-11-05 | 2013-02-14 | Hitachi Ltd | 軽水炉の炉心及び軽水炉用燃料集合体 |
| JP2013033064A (ja) * | 2012-11-05 | 2013-02-14 | Hitachi Ltd | 軽水炉の炉心及び軽水炉用燃料集合体 |
| JP2013068622A (ja) * | 2012-11-05 | 2013-04-18 | Hitachi Ltd | 軽水炉の炉心及び軽水炉用燃料集合体 |
| JP2016038260A (ja) * | 2014-08-06 | 2016-03-22 | 株式会社東芝 | 超ウラン元素核変換方法および超ウラン元素核変換炉心 |
| JP2019215166A (ja) * | 2018-06-11 | 2019-12-19 | 株式会社東芝 | プルトニウム同位体の分離方法 |
-
1993
- 1993-06-11 JP JP5140733A patent/JPH06347579A/ja active Pending
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1997002575A1 (en) * | 1995-07-04 | 1997-01-23 | European Atomic Energy Community (Euratom) | A method for the destruction of plutonium by irradiation in a light water reactor |
| US5966418A (en) * | 1995-07-04 | 1999-10-12 | European Atomic Energy Community | Method for the destruction of plutonium by irradiation in a light water reactor |
| JP2013033065A (ja) * | 2012-11-05 | 2013-02-14 | Hitachi Ltd | 軽水炉の炉心及び軽水炉用燃料集合体 |
| JP2013033064A (ja) * | 2012-11-05 | 2013-02-14 | Hitachi Ltd | 軽水炉の炉心及び軽水炉用燃料集合体 |
| JP2013068622A (ja) * | 2012-11-05 | 2013-04-18 | Hitachi Ltd | 軽水炉の炉心及び軽水炉用燃料集合体 |
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