JPH0666978A - 燃料集合体および原子炉の炉心 - Google Patents
燃料集合体および原子炉の炉心Info
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- JPH0666978A JPH0666978A JP4223817A JP22381792A JPH0666978A JP H0666978 A JPH0666978 A JP H0666978A JP 4223817 A JP4223817 A JP 4223817A JP 22381792 A JP22381792 A JP 22381792A JP H0666978 A JPH0666978 A JP H0666978A
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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
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】 （修正有）
【目的】炉心の燃焼にともなう、ボイド反応度低減効果
の減少を抑止して、燃焼末期のボイド反応度低減を図る
ための燃料集合体と、それで構成する原子炉の炉心を提
供する。 【構成】燃料要素束２の中央部の燃料親物質を主成分と
するブランケット燃料１３より冷却材上流側に、ＴＲＵ
富化度が低い炉心燃料１１を、冷却材下流側に、ＴＲＵ
富化度が高い炉心燃料１２を配置し、燃料要素束の冷却
材下流側の端部に中性子反射領域４を設け、その冷却材
流路断面積を燃料要素束３のそれより大きくした燃料集
合体１。 【効果】高速増殖炉において、冷却材流量減少などの過
渡事象に対する安全性及び燃料経済性を向上。
の減少を抑止して、燃焼末期のボイド反応度低減を図る
ための燃料集合体と、それで構成する原子炉の炉心を提
供する。 【構成】燃料要素束２の中央部の燃料親物質を主成分と
するブランケット燃料１３より冷却材上流側に、ＴＲＵ
富化度が低い炉心燃料１１を、冷却材下流側に、ＴＲＵ
富化度が高い炉心燃料１２を配置し、燃料要素束の冷却
材下流側の端部に中性子反射領域４を設け、その冷却材
流路断面積を燃料要素束３のそれより大きくした燃料集
合体１。 【効果】高速増殖炉において、冷却材流量減少などの過
渡事象に対する安全性及び燃料経済性を向上。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は高速増殖炉に係り、特
に、炉心の安全性を向上するのに好適な炉心に関する。
に、炉心の安全性を向上するのに好適な炉心に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子炉燃料の使用済み燃料の再処理によ
って生じる高レベル放射性廃棄物中には超ウラン元素
（Ｎｐ，Ａｍ，Ｃｍ等の同位体元素、ＴＲＵ：Transura
nium、ここでは、ＦＢＲの燃料として用いられるＰｕを
ＴＲＵから除いて考える）が含まれており、その中には
半減期が百万年を超える超長半減期の核種（例えば、
237Ｎｐ）が存在する。
って生じる高レベル放射性廃棄物中には超ウラン元素
（Ｎｐ，Ａｍ，Ｃｍ等の同位体元素、ＴＲＵ：Transura
nium、ここでは、ＦＢＲの燃料として用いられるＰｕを
ＴＲＵから除いて考える）が含まれており、その中には
半減期が百万年を超える超長半減期の核種（例えば、
237Ｎｐ）が存在する。
【０００３】我が国はこれまで、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することを
基本的な方針として研究開発を進めてきているが、一方
で、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られている。近年、ＦＢ
Ｒの炉心燃料にＴＲＵを混入して、ＴＲＵの消滅を図り
つつ、炉心の高性能化を図るための研究も行われてい
る。
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いるが、一方
で、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られている。近年、ＦＢ
Ｒの炉心燃料にＴＲＵを混入して、ＴＲＵの消滅を図り
つつ、炉心の高性能化を図るための研究も行われてい
る。
【０００４】他方、ＦＢＲの経済性を損なわずに、安全
性をより向上するために、冷却材温度係数あるいはナト
リウムボイド反応度（冷却材であるナトリウムのボイド
率が０％である通常運転状態から、仮想的にナトリウム
が沸騰してボイド率が１００％になった場合に炉心に投
入される反応度）を低減するための研究開発が行われて
いる。その一例が、インターナショナル・ファースト・
リアクタ・セーフティー・ミーティングの会報第２巻
（Proceedings of the 1990 International Fast React
or Safety Meeting, Snowbird, Utah, August12−16, 1
990)のp.25〜34「Phsical Grounds for Future Improve
ment of Fast Sodium Power ReactorSafety」に記載さ
れている。図２に、この技術の炉心垂直断面図を示す。
この図に示すように、内部ブランケット２３を取り囲む
炉心２２の上部に、ナトリウムと構造材よりなり、ナト
リウムの割合が炉心領域のそれよりも大きなナトリウム
領域２７を設置して、冷却材であるナトリウムのボイド
時に、炉心からの中性子をこの領域から大きく漏らすこ
とによってボイド反応度の低減を図る方策である。
性をより向上するために、冷却材温度係数あるいはナト
リウムボイド反応度（冷却材であるナトリウムのボイド
率が０％である通常運転状態から、仮想的にナトリウム
が沸騰してボイド率が１００％になった場合に炉心に投
入される反応度）を低減するための研究開発が行われて
いる。その一例が、インターナショナル・ファースト・
リアクタ・セーフティー・ミーティングの会報第２巻
（Proceedings of the 1990 International Fast React
or Safety Meeting, Snowbird, Utah, August12−16, 1
990)のp.25〜34「Phsical Grounds for Future Improve
ment of Fast Sodium Power ReactorSafety」に記載さ
れている。図２に、この技術の炉心垂直断面図を示す。
この図に示すように、内部ブランケット２３を取り囲む
炉心２２の上部に、ナトリウムと構造材よりなり、ナト
リウムの割合が炉心領域のそれよりも大きなナトリウム
領域２７を設置して、冷却材であるナトリウムのボイド
時に、炉心からの中性子をこの領域から大きく漏らすこ
とによってボイド反応度の低減を図る方策である。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】一般に、原子炉を運転
すると、燃料の燃焼とともに、核分裂生成物（ＦＰ：Fi
ssion Product)が蓄積されるが、ＦＢＲの炉心では、こ
のＦＰはボイド反応度に対して、正の寄与をもたらす。
従って、ＦＢＲ炉心のボイド反応度は、燃焼末期（ＥＯ
Ｃ）に最も厳しくなる。
すると、燃料の燃焼とともに、核分裂生成物（ＦＰ：Fi
ssion Product)が蓄積されるが、ＦＢＲの炉心では、こ
のＦＰはボイド反応度に対して、正の寄与をもたらす。
従って、ＦＢＲ炉心のボイド反応度は、燃焼末期（ＥＯ
Ｃ）に最も厳しくなる。
【０００６】また、従来技術では、劣化ウランを主成分
とする内部ブランケット２３を配置することによって、
炉心領域２２上端の中性子束レベルを高め、ボイド反応
度低減効果を強調しているが、炉心の燃焼とともに、内
部ブランケットにプルトニウム（Ｐｕ）が蓄積されるの
で、この効果が減少する。
とする内部ブランケット２３を配置することによって、
炉心領域２２上端の中性子束レベルを高め、ボイド反応
度低減効果を強調しているが、炉心の燃焼とともに、内
部ブランケットにプルトニウム（Ｐｕ）が蓄積されるの
で、この効果が減少する。
【０００７】本発明の目的は、炉心の燃焼にともなう、
ボイド反応度低減効果の減少を抑止して、燃焼末期のボ
イド反応度低減を図るための燃料集合体と、それで構成
する原子炉の炉心を提供することにある。
ボイド反応度低減効果の減少を抑止して、燃焼末期のボ
イド反応度低減を図るための燃料集合体と、それで構成
する原子炉の炉心を提供することにある。
【０００８】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明では、核分裂性物質と超ウラン元素を劣化ウ
ランに富化した炉心燃料，燃料親物質を主成分とするブ
ランケット燃料、前記燃料を被覆管に封入した燃料要
素、前記燃料要素を束ね、燃料要素間の間隙を冷却材の
流路とする燃料要素束、中性子を散乱する物質と冷却材
流路を有する中性子反射領域、前記燃料要素束と中性子
反射領域を囲設するラッパ管、前記ラッパ管の両端にあ
る冷却材流入部と冷却材流出部からなる燃料集合体にお
いて、燃料要素が冷却材上流側の炉心燃料領域、冷却材
下流側の炉心燃料領域、前記両炉心燃料領域に挾まれた
ブランケット燃料領域からなり、冷却材下流側炉心燃料
の平均の超ウラン元素の富化度が冷却材上流側炉心燃料
の平均の超ウラン元素の富化度よりも大きく、前記中性
子反射領域が前記燃料要素束の冷却材下流側にあり、そ
の冷却材流路断面積が、前記燃料要素束の冷却材流路断
面積より大きいことを特徴とする燃料集合体を使用して
原子炉の炉心を構成するものである。
に、本発明では、核分裂性物質と超ウラン元素を劣化ウ
ランに富化した炉心燃料，燃料親物質を主成分とするブ
ランケット燃料、前記燃料を被覆管に封入した燃料要
素、前記燃料要素を束ね、燃料要素間の間隙を冷却材の
流路とする燃料要素束、中性子を散乱する物質と冷却材
流路を有する中性子反射領域、前記燃料要素束と中性子
反射領域を囲設するラッパ管、前記ラッパ管の両端にあ
る冷却材流入部と冷却材流出部からなる燃料集合体にお
いて、燃料要素が冷却材上流側の炉心燃料領域、冷却材
下流側の炉心燃料領域、前記両炉心燃料領域に挾まれた
ブランケット燃料領域からなり、冷却材下流側炉心燃料
の平均の超ウラン元素の富化度が冷却材上流側炉心燃料
の平均の超ウラン元素の富化度よりも大きく、前記中性
子反射領域が前記燃料要素束の冷却材下流側にあり、そ
の冷却材流路断面積が、前記燃料要素束の冷却材流路断
面積より大きいことを特徴とする燃料集合体を使用して
原子炉の炉心を構成するものである。
【０００９】また、本発明では、核分裂性物質と超ウラ
ン元素を劣化ウランに富化した炉心燃料，燃料親物質を
主成分とするブランケット燃料、前記燃料を被覆管に封
入した燃料要素、前記燃料要素を束ね、燃料要素間の間
隙を冷却材の流路とする燃料要素束、中性子を散乱する
物質と冷却材流路を有する中性子反射領域、前記燃料要
素束と中性子反射領域を囲設するラッパ管、前記ラッパ
管の両端にある冷却材流入部と冷却材流出部からなる燃
料集合体において、燃料要素が冷却材上流側の炉心燃料
領域、冷却材下流側の炉心燃料領域、前記両炉心燃料領
域に挾まれたブランケット燃料領域からなり、冷却材下
流側炉心燃料の平均の燃料体積割合が、冷却材上流側炉
心燃料の平均の燃料体積割合よりも大きく、前記中性子
反射領域が前記燃料要素束の冷却材下流側にあり、その
冷却材流路断面積が、前記燃料要素束の冷却材流路断面
積より大きいことを特徴とする燃料集合体を使用して原
子炉の炉心を構成するものである。
ン元素を劣化ウランに富化した炉心燃料，燃料親物質を
主成分とするブランケット燃料、前記燃料を被覆管に封
入した燃料要素、前記燃料要素を束ね、燃料要素間の間
隙を冷却材の流路とする燃料要素束、中性子を散乱する
物質と冷却材流路を有する中性子反射領域、前記燃料要
素束と中性子反射領域を囲設するラッパ管、前記ラッパ
管の両端にある冷却材流入部と冷却材流出部からなる燃
料集合体において、燃料要素が冷却材上流側の炉心燃料
領域、冷却材下流側の炉心燃料領域、前記両炉心燃料領
域に挾まれたブランケット燃料領域からなり、冷却材下
流側炉心燃料の平均の燃料体積割合が、冷却材上流側炉
心燃料の平均の燃料体積割合よりも大きく、前記中性子
反射領域が前記燃料要素束の冷却材下流側にあり、その
冷却材流路断面積が、前記燃料要素束の冷却材流路断面
積より大きいことを特徴とする燃料集合体を使用して原
子炉の炉心を構成するものである。
【００１０】さらに本発明では、上記炉心において、冷
却材下流側炉心燃料の平均の核分裂性物質の富化度が、
冷却材上流側炉心燃料の平均の核分裂性物質の富化度よ
りも大きいことを特徴とする燃料集合体を使用して原子
炉の炉心を構成するものである。
却材下流側炉心燃料の平均の核分裂性物質の富化度が、
冷却材上流側炉心燃料の平均の核分裂性物質の富化度よ
りも大きいことを特徴とする燃料集合体を使用して原子
炉の炉心を構成するものである。
【００１１】
【作用】本発明に基づく燃料集合体を使用した炉心で
は、炉心の軸方向中央にブランケット燃料領域を置くた
め、冷却材温度が最大となる炉心の冷却材下流側端部
（炉心上端）付近の中性子束レベルを高い状態に保って
いる。したがって、原子炉の過渡事象時に冷却材である
液体ナトリウムの温度が上昇し、熱膨張によりナトリウ
ムの密度が減少した場合、炉心の冷却材下流側に設け
た、ナトリウム体積割合の大きい中性子反射領域を通じ
た中性子の漏洩が促進されるので、反応度の増大が緩和
される。特に、冷却材下流側の炉心燃料のＴＲＵの富化
度を冷却材上流側の炉心燃料のＴＲＵの富化度よりも大
きくしているので、炉心の燃焼が進んだ運転サイクル末
期（ＥＯＣ：End of Cycle）に、中性子束分布が冷却材
下流側にひずみ、この効果が強調され、従来技術の問題
点である、炉心の燃焼による、ボイド反応度低減効果の
減少が緩和される。
は、炉心の軸方向中央にブランケット燃料領域を置くた
め、冷却材温度が最大となる炉心の冷却材下流側端部
（炉心上端）付近の中性子束レベルを高い状態に保って
いる。したがって、原子炉の過渡事象時に冷却材である
液体ナトリウムの温度が上昇し、熱膨張によりナトリウ
ムの密度が減少した場合、炉心の冷却材下流側に設け
た、ナトリウム体積割合の大きい中性子反射領域を通じ
た中性子の漏洩が促進されるので、反応度の増大が緩和
される。特に、冷却材下流側の炉心燃料のＴＲＵの富化
度を冷却材上流側の炉心燃料のＴＲＵの富化度よりも大
きくしているので、炉心の燃焼が進んだ運転サイクル末
期（ＥＯＣ：End of Cycle）に、中性子束分布が冷却材
下流側にひずみ、この効果が強調され、従来技術の問題
点である、炉心の燃焼による、ボイド反応度低減効果の
減少が緩和される。
【００１２】また、冷却材下流側の炉心燃料の燃料体積
割合を冷却材上流側の炉心燃料の燃料体積割合よりも大
きくすることによって、燃料体積割合が冷却材上流側と
下流側で等しい場合よりも、炉心の冷却材下流側端部
（炉心上端）付近の中性子束レベルを高い状態に保つこ
とができ、炉心の燃焼による、ボイド反応度低減効果の
減少が緩和される。
割合を冷却材上流側の炉心燃料の燃料体積割合よりも大
きくすることによって、燃料体積割合が冷却材上流側と
下流側で等しい場合よりも、炉心の冷却材下流側端部
（炉心上端）付近の中性子束レベルを高い状態に保つこ
とができ、炉心の燃焼による、ボイド反応度低減効果の
減少が緩和される。
【００１３】さらに、冷却材下流側の炉心燃料の核分裂
性物質の富化度を、冷却材上流側の炉心燃料の核分裂性
物質の富化度よりも大きくすることによって、核分裂性
物質の富化度が冷却材上流側と下流側で等しい場合より
も、炉心の冷却材下流側端部（炉心上端）付近の中性子
束レベルを高い状態に保つことができ、炉心の燃焼によ
る、ボイド反応度低減効果の減少が緩和される。
性物質の富化度を、冷却材上流側の炉心燃料の核分裂性
物質の富化度よりも大きくすることによって、核分裂性
物質の富化度が冷却材上流側と下流側で等しい場合より
も、炉心の冷却材下流側端部（炉心上端）付近の中性子
束レベルを高い状態に保つことができ、炉心の燃焼によ
る、ボイド反応度低減効果の減少が緩和される。
【００１４】
【実施例】以下、冷却材として液体ナトリウムを使用す
る場合について、本発明の一実施例を図面を参照しなが
ら説明する。
る場合について、本発明の一実施例を図面を参照しなが
ら説明する。
【００１５】図１，図３は、本発明による燃料集合体の
断面図、図４は、図１，図３に示した燃料集合体を使用
した炉心の断面図である。図５は、炉心燃料に富化する
超ウラン元素（ＴＲＵ）の富化度をパラメータとした、
中性子無限増倍率の燃焼変化を、図６（ａ）は、本発明
による燃料集合体を使用した炉心の、燃焼初期と末期に
おける、軸方向の中性子束分布を比較した図であり、
（ｂ）は燃焼末期における、通常運転時（ボイド率０
％）と冷却材であるナトリウムを仮想的に沸騰させた場
合（ボイド率１００％）の軸方向の中性子束分布を比較
した図である。
断面図、図４は、図１，図３に示した燃料集合体を使用
した炉心の断面図である。図５は、炉心燃料に富化する
超ウラン元素（ＴＲＵ）の富化度をパラメータとした、
中性子無限増倍率の燃焼変化を、図６（ａ）は、本発明
による燃料集合体を使用した炉心の、燃焼初期と末期に
おける、軸方向の中性子束分布を比較した図であり、
（ｂ）は燃焼末期における、通常運転時（ボイド率０
％）と冷却材であるナトリウムを仮想的に沸騰させた場
合（ボイド率１００％）の軸方向の中性子束分布を比較
した図である。
【００１６】本実施例の燃料集合体では、冷却材下流側
の炉心燃料に富化する超ウラン元素（ＴＲＵ）の富化度
を冷却材上流側の炉心燃料に富化するＴＲＵの富化度よ
り大きくすることと、中性子反射体としてのナトリウム
領域を燃料要素束の冷却材下流側に設け、その冷却材流
路断面積を、燃料要素束の流路断面積より大きくしたこ
とが特徴である。
の炉心燃料に富化する超ウラン元素（ＴＲＵ）の富化度
を冷却材上流側の炉心燃料に富化するＴＲＵの富化度よ
り大きくすることと、中性子反射体としてのナトリウム
領域を燃料要素束の冷却材下流側に設け、その冷却材流
路断面積を、燃料要素束の流路断面積より大きくしたこ
とが特徴である。
【００１７】図１において、燃料集合体１は、核燃料物
質およびＴＲＵを充填した燃料要素２とこれを束ねた燃
料要素束３，燃料要素束の冷却材下流側のナトリウム領
域４，これらを取り囲むラッパ管５と、ラッパ管上端の
冷却材流出部６，ラッパ管下端の冷却材流入部７，上部
軸ブランケット燃料要素１６などからなる。なお、図に
は示していないが、冷却材の液体ナトリウムは、燃料要
素束３の間隙を、下から上へ向かって流れる。また、燃
料要素２は、被覆管８，上部端栓９，下部端栓１０，冷
却材上流側の炉心燃料１１，冷却材下流側の炉心燃料１
２，内部ブランケット燃料１３，下部ブランケット燃料
１４およびガスプレナム１５からなる。炉心燃料はプル
トニウムとウランおよび超ウラン元素（ＴＲＵ、但しプ
ルトニウは除く）の酸化物の混合物、ブランケット燃料
は劣化ウランの酸化物、被覆管はステンレススチールで
ある。冷却材上流側の炉心燃料１１に富化するＴＲＵの
富化度ＴLは５％、冷却材下流側の炉心燃料１２に富化
するＴＲＵの富化度ＴUは１５％である。
質およびＴＲＵを充填した燃料要素２とこれを束ねた燃
料要素束３，燃料要素束の冷却材下流側のナトリウム領
域４，これらを取り囲むラッパ管５と、ラッパ管上端の
冷却材流出部６，ラッパ管下端の冷却材流入部７，上部
軸ブランケット燃料要素１６などからなる。なお、図に
は示していないが、冷却材の液体ナトリウムは、燃料要
素束３の間隙を、下から上へ向かって流れる。また、燃
料要素２は、被覆管８，上部端栓９，下部端栓１０，冷
却材上流側の炉心燃料１１，冷却材下流側の炉心燃料１
２，内部ブランケット燃料１３，下部ブランケット燃料
１４およびガスプレナム１５からなる。炉心燃料はプル
トニウムとウランおよび超ウラン元素（ＴＲＵ、但しプ
ルトニウは除く）の酸化物の混合物、ブランケット燃料
は劣化ウランの酸化物、被覆管はステンレススチールで
ある。冷却材上流側の炉心燃料１１に富化するＴＲＵの
富化度ＴLは５％、冷却材下流側の炉心燃料１２に富化
するＴＲＵの富化度ＴUは１５％である。
【００１８】各部の寸法は、被覆管の内径６.７mmに対
して、ペレット直径が６.５mm、である。炉心燃料の長
さは、冷却材上流側と下流側で等しく、４０cm、内部ブ
ランケット燃料は２０cmである。ナトリウム領域４の冷
却材流路断面積は、燃料要素束の流路断面積の２.５ 倍
である。
して、ペレット直径が６.５mm、である。炉心燃料の長
さは、冷却材上流側と下流側で等しく、４０cm、内部ブ
ランケット燃料は２０cmである。ナトリウム領域４の冷
却材流路断面積は、燃料要素束の流路断面積の２.５ 倍
である。
【００１９】図３において、燃料集合体３１は、核燃料
物質を充填した燃料要素３２とこれを束ねた燃料要素束
３３，燃料要素束の冷却材下流側のナトリウム領域４、
これらを取り囲むラッパ管５と、ラッパ管上端の冷却材
流出部６，ラッパ管下端の冷却材流入部７などからな
る。また、燃料要素３２は、被覆管８，上部端栓９，下
部端栓１０，冷却材上流側の炉心燃料１１，冷却材下流
側の炉心燃料１２、およびガスプレナム１５からなる。
冷却材上流側の炉心燃料１１に富化するＴＲＵの富化度
ＴLは５％、冷却材下流側の炉心燃料１２に富化するＴ
ＲＵの富化度ＴUは１５％である。各部の寸法は、被覆
管の内径６.７mm に対して、ペレット直径が６.５mm 、
である。冷却材上流側の炉心燃料１１と下流側の炉心燃
料１２は等しく、いずれも５０cmである。ナトリウム領
域４の冷却材流路断面積は、燃料要素束の流路断面積の
２.５ 倍である。
物質を充填した燃料要素３２とこれを束ねた燃料要素束
３３，燃料要素束の冷却材下流側のナトリウム領域４、
これらを取り囲むラッパ管５と、ラッパ管上端の冷却材
流出部６，ラッパ管下端の冷却材流入部７などからな
る。また、燃料要素３２は、被覆管８，上部端栓９，下
部端栓１０，冷却材上流側の炉心燃料１１，冷却材下流
側の炉心燃料１２、およびガスプレナム１５からなる。
冷却材上流側の炉心燃料１１に富化するＴＲＵの富化度
ＴLは５％、冷却材下流側の炉心燃料１２に富化するＴ
ＲＵの富化度ＴUは１５％である。各部の寸法は、被覆
管の内径６.７mm に対して、ペレット直径が６.５mm 、
である。冷却材上流側の炉心燃料１１と下流側の炉心燃
料１２は等しく、いずれも５０cmである。ナトリウム領
域４の冷却材流路断面積は、燃料要素束の流路断面積の
２.５ 倍である。
【００２０】本実施例において、炉心は、本発明に基づ
く炉心燃料集合体１を複数個円柱形状に束ねた内側炉
心、その周りを複数個の燃料集合体３１で囲む外側炉
心、およびその周りを複数個のブランケット燃料集合体
で囲む径ブランケットからなる。燃料集合体１と燃料集
合体３１の炉心燃料のプルトニウム富化度は同一であ
る。図４は、この炉心４１の垂直断面図を示している。
核分裂性物質とＴＲＵを富化した炉心領域のうち、冷却
材上流側の炉心領域４２及び冷却材下流側の炉心領域４
３と、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４５及び軸方向ブランケット４６，４７
より構成されており、炉心領域の軸方向中央部には、円
盤状の内部ブランケット領域４４が配置されている。冷
却材上流側の炉心領域４２のＴＲＵの富化度は５％、冷
却材下流側の炉心領域４３のＴＲＵの富化度は１５％で
ある。４２と４３の炉心領域のプルトニウムの富化度は
同一である。
く炉心燃料集合体１を複数個円柱形状に束ねた内側炉
心、その周りを複数個の燃料集合体３１で囲む外側炉
心、およびその周りを複数個のブランケット燃料集合体
で囲む径ブランケットからなる。燃料集合体１と燃料集
合体３１の炉心燃料のプルトニウム富化度は同一であ
る。図４は、この炉心４１の垂直断面図を示している。
核分裂性物質とＴＲＵを富化した炉心領域のうち、冷却
材上流側の炉心領域４２及び冷却材下流側の炉心領域４
３と、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４５及び軸方向ブランケット４６，４７
より構成されており、炉心領域の軸方向中央部には、円
盤状の内部ブランケット領域４４が配置されている。冷
却材上流側の炉心領域４２のＴＲＵの富化度は５％、冷
却材下流側の炉心領域４３のＴＲＵの富化度は１５％で
ある。４２と４３の炉心領域のプルトニウムの富化度は
同一である。
【００２１】図５に、炉心領域４２と４３の燃料、及び
これらと同一のプルトニウム富化度で、ＴＲＵを富化度
しない炉心燃料の中性子無限増倍率の燃焼変化を比較し
て示す。図５において、５１，５２，５３はそれぞれＴ
ＲＵ富化度が０，５，１５％で、プルトニウム富化度が
２０％である炉心燃料の中性子無限増倍率であり、５
２，５３はそれぞれ、冷却材上流側と下流側の炉心燃料
の中性子無限増倍率に相当する。この図に示されている
ように、ＴＲＵの富化度が大きくなる程、燃焼初期の中
性子無限増倍率は小さくなるが、燃焼に伴う中性子無限
増倍率の増加量は大きくなる。これは、ＦＢＲ炉心の中
性子エネルギスペクトルにおいて、TRUが、可燃性吸収
材・燃料親核種としての優れた核的な特性を示すことに
よっている。図６の（ａ）は、この炉心の、燃焼にとも
なう軸方向の中性子束分布の変化である。図中の６１，
６３はそれぞれ冷却材の上流側と下流側の炉心領域を、
６２は内部ブランケット領域を、また６４はナトリウム
領域をそれぞれ示している。上述の理由により、燃焼初
期の中性子束分布６５が、冷却材上流側にひずんでいる
のに対して、燃焼末期の中性子束分布６６は冷却材下流
側にひずんでいる。
これらと同一のプルトニウム富化度で、ＴＲＵを富化度
しない炉心燃料の中性子無限増倍率の燃焼変化を比較し
て示す。図５において、５１，５２，５３はそれぞれＴ
ＲＵ富化度が０，５，１５％で、プルトニウム富化度が
２０％である炉心燃料の中性子無限増倍率であり、５
２，５３はそれぞれ、冷却材上流側と下流側の炉心燃料
の中性子無限増倍率に相当する。この図に示されている
ように、ＴＲＵの富化度が大きくなる程、燃焼初期の中
性子無限増倍率は小さくなるが、燃焼に伴う中性子無限
増倍率の増加量は大きくなる。これは、ＦＢＲ炉心の中
性子エネルギスペクトルにおいて、TRUが、可燃性吸収
材・燃料親核種としての優れた核的な特性を示すことに
よっている。図６の（ａ）は、この炉心の、燃焼にとも
なう軸方向の中性子束分布の変化である。図中の６１，
６３はそれぞれ冷却材の上流側と下流側の炉心領域を、
６２は内部ブランケット領域を、また６４はナトリウム
領域をそれぞれ示している。上述の理由により、燃焼初
期の中性子束分布６５が、冷却材上流側にひずんでいる
のに対して、燃焼末期の中性子束分布６６は冷却材下流
側にひずんでいる。
【００２２】冷却材流量が減少するような原子炉過渡事
象を仮想した場合、冷却材であるナトリウムの温度が上
昇すると、炉心領域全体で中性子の平均エネルギが増大
するので反応度が高くなる。しかし、本発明に基づく炉
心では、図６の（ｂ）に示す様に、ボイド反応度が最も
厳しくなる燃焼末期において、炉心上端部の中性子束レ
ベルが高くなり、ナトリウム温度が上昇すると、ナトリ
ウム領域６４、を通じた中性子の漏洩が促進されるた
め、炉心の反応度増大を抑制できる。
象を仮想した場合、冷却材であるナトリウムの温度が上
昇すると、炉心領域全体で中性子の平均エネルギが増大
するので反応度が高くなる。しかし、本発明に基づく炉
心では、図６の（ｂ）に示す様に、ボイド反応度が最も
厳しくなる燃焼末期において、炉心上端部の中性子束レ
ベルが高くなり、ナトリウム温度が上昇すると、ナトリ
ウム領域６４、を通じた中性子の漏洩が促進されるた
め、炉心の反応度増大を抑制できる。
【００２３】また、図５で説明した様に、炉心燃料にＴ
ＲＵを混入しているために、同一の制御棒本数で制御可
能な、余剰反応度に対して、約２倍の連続運転期間、取
出燃焼度が達成可能となり、経済性も大幅に向上でき
る。
ＲＵを混入しているために、同一の制御棒本数で制御可
能な、余剰反応度に対して、約２倍の連続運転期間、取
出燃焼度が達成可能となり、経済性も大幅に向上でき
る。
【００２４】冷却材下流側の炉心燃焼の燃料体積割合
を、冷却材上流側の炉心燃料の燃料体積割合よりも大き
くすると、燃焼期間を通じて、炉心上端部の中性子束レ
ベルを高く維持できるので、燃焼末期にも、冷却材流量
が減少するような原子炉過渡事象を仮想した場合、ナト
リウム温度が上昇すると、ナトリウム領域６４、を通じ
た中性子の漏洩が促進されるため、炉心の反応度増大を
抑制できる。
を、冷却材上流側の炉心燃料の燃料体積割合よりも大き
くすると、燃焼期間を通じて、炉心上端部の中性子束レ
ベルを高く維持できるので、燃焼末期にも、冷却材流量
が減少するような原子炉過渡事象を仮想した場合、ナト
リウム温度が上昇すると、ナトリウム領域６４、を通じ
た中性子の漏洩が促進されるため、炉心の反応度増大を
抑制できる。
【００２５】また、冷却材下流側の炉心燃料のプルトニ
ウムの富化度を、冷却材上流側の炉心燃焼のプルトニウ
ムの富化度よりも大きくしても、同様の効果が得られ
る。
ウムの富化度を、冷却材上流側の炉心燃焼のプルトニウ
ムの富化度よりも大きくしても、同様の効果が得られ
る。
【００２６】以上の実施例では、劣化ウランを主成分と
する円盤状の内部ブランケットを、炉心の軸方向中央に
設置していたが、これを、冷却材上流側（下方側）にず
らすことにより、炉心上端部の中性子束レベルをより高
く維持できるので、ナトリウム温度が上昇すると、ナト
リウム領域６４を通じた中性子の漏洩をより一層強調で
きる。
する円盤状の内部ブランケットを、炉心の軸方向中央に
設置していたが、これを、冷却材上流側（下方側）にず
らすことにより、炉心上端部の中性子束レベルをより高
く維持できるので、ナトリウム温度が上昇すると、ナト
リウム領域６４を通じた中性子の漏洩をより一層強調で
きる。
【００２７】さらに、実施例では、酸化物燃料を用いて
いるが、金属や窒化物等の高密度燃料を用いても、同様
の効果が得られる。
いるが、金属や窒化物等の高密度燃料を用いても、同様
の効果が得られる。
【００２８】
【発明の効果】本発明によれば、高速増殖炉において、
冷却材である液体ナトリウムの温度上昇にともなう炉心
の反応度増大を緩和できるので、冷却材流量減少などの
原子炉の過渡事象に対する安全性を向上できる。
冷却材である液体ナトリウムの温度上昇にともなう炉心
の反応度増大を緩和できるので、冷却材流量減少などの
原子炉の過渡事象に対する安全性を向上できる。
【００２９】また、ＴＲＵの活用により、燃料経済性を
大幅に向上できる。
大幅に向上できる。
【図１】燃料集合体の断面図。
【図２】従来技術の炉心の１／２垂直断面図。
【図３】燃料集合体の断面図。
【図４】炉心の説明図。
【図５】ＴＲＵ富化度をパラメータとした、中性子無限
増倍率の燃焼変化を示す特性図。
増倍率の燃焼変化を示す特性図。
【図６】中性子束に軸方向分布図。
１…内側炉心燃料集合体、２…内側炉心燃料要素、３…
内側炉心燃料要素束、４…ナトリウム領域、５…ラッパ
管、６…ラッパ管上端の冷却材流出部、７…ラッパ管下
端の冷却材流入部、８…被覆管、９…上部端栓、１０…
下部端栓、１１…冷却材上流側燃料、１２…冷却材下流
側燃料、１３…内部ブランケット燃料、１４…下部ブラ
ンケット燃料、１５…ガスプレナム、１６…上部ブラン
ケット燃料要素。
内側炉心燃料要素束、４…ナトリウム領域、５…ラッパ
管、６…ラッパ管上端の冷却材流出部、７…ラッパ管下
端の冷却材流入部、８…被覆管、９…上部端栓、１０…
下部端栓、１１…冷却材上流側燃料、１２…冷却材下流
側燃料、１３…内部ブランケット燃料、１４…下部ブラ
ンケット燃料、１５…ガスプレナム、１６…上部ブラン
ケット燃料要素。
Claims (6)
- 【請求項１】核分裂性物質と超ウラン元素を劣化ウラン
に富化した炉心燃料，燃料親物質を主成分とするブラン
ケット燃料、前記燃料を被覆管に封入した燃料要素、前
記燃料要素を束ね、前記燃料要素間の間隙を冷却材の流
路とする燃料要素束、中性子を散乱する物質と冷却材流
路を有する中性子反射領域、前記燃料要素束と前記中性
子反射領域を囲設するラッパ管、前記ラッパ管の両端に
ある前記冷却材の流入部と前記冷却材の流出部からなる
燃料集合体において、前記燃料要素が前記冷却材の上流
側の前記炉心燃料領域、前記冷却材の下流側の炉心燃料
領域、前記両炉心燃料領域に挾まれたブランケット燃料
領域からなり、前記冷却材の下流側炉心燃料の平均の超
ウラン元素の富化度が前記冷却材の上流側炉心燃料の平
均の前記超ウラン元素の富化度よりも大きく、前記中性
子反射領域が前記燃料要素束の前記冷却材の下流側にあ
り、前記冷却材流路の断面積が、前記燃料要素束の前記
冷却材流路の断面積より大きいことを特徴とする燃料集
合体。 - 【請求項２】請求項１において、前記冷却材下流側の前
記炉心燃料の平均の燃料体積割合が、前記冷却材の上流
側の前記炉心燃料の平均の燃料体積割合よりも大きい燃
料集合体。 - 【請求項３】請求項１において、前記冷却材の下流側の
前記炉心燃料の平均の核分裂性物質の富化度が、前記冷
却材の上流側の前記炉心燃料の平均の核分裂性物質の富
化度よりも大きい燃料集合体。 - 【請求項４】請求項１に記載の第１の燃料集合体と、前
記核分裂性物質と前記超ウラン元素を劣化ウランに富化
した炉心燃料を被覆管に封入した燃料要素、前記燃料要
素を束ね、前記燃料要素間の間隙を冷却材の流路とする
燃料要素束、前記燃料要素束の冷却材下流側にあり、中
性子を散乱する物質と冷却材流路を有する中性子反射領
域、前記燃料要素束と中性子反射領域を囲設するラッパ
管、前記ラッパ管の両端にある冷却材流入部と冷却材流
出部からなり、冷却材下流側炉心燃料の平均の超ウラン
元素の富化度が冷却材上流側炉心燃料の平均の超ウラン
元素の富化度よりも大きい第２の燃料集合体を複数個束
ねて構成する原子炉の炉心において、炉心半径方向の内
側領域に前記第１の燃料集合体を、炉心半径方向の外側
領域に前記第２の燃料集合体を装荷する炉心。 - 【請求項５】請求項２に記載の第１の燃料集合体と、核
分裂性物質と超ウラン元素を劣化ウランに富化した炉心
燃料を被覆管に封入した燃料要素、前記燃料要素を束
ね、燃料要素間の間隙を冷却材の流路とする燃料要素
束、前記燃料要素束の冷却材下流側にあり、中性子を散
乱する物質と冷却材流路を有する中性子反射領域、前記
燃料要素束と中性子反射領域を囲設するラッパ管、前記
ラッパ管の両端にある冷却材流入部と冷却材流出部から
なり、冷却材下流側炉心燃料の平均の燃料体積割合が、
冷却材上流側炉心燃料の平均の燃料体積割合よりも大き
い第２の燃料集合体を複数個束ねて構成する原子炉の炉
心において、炉心半径方向の内側領域に前記第１の燃料
集合体を、炉心半径方向の外側領域に前記第２の燃料集
合体を装荷する炉心。 - 【請求項６】請求項３に記載の第１の燃料集合体と、核
分裂性物質と超ウラン元素を劣化ウランに富化した炉心
燃料を被覆管に封入した燃料要素、前記燃料要素を束
ね、燃料要素間の間隙を冷却材の流路とする燃料要素
束、前記燃料要素束の冷却材下流側にあり、中性子を散
乱する物質と冷却材流路を有する中性子反射領域、前記
燃料要素束と中性子反射領域を囲設するラッパ管、前記
ラッパ管の両端にある冷却材流入部と冷却材流出部から
なり、冷却材下流側炉心燃料の平均の核分裂性物質の富
化度が、冷却材上流側炉心燃料の平均の核分裂性物質の
富化度よりも大きい第２の燃料集合体を複数個束ねて構
成する原子炉の炉心において、炉心半径方向の内側領域
に前記第１の燃料集合体を、炉心半径方向の外側領域に
前記第２の燃料集合体を装荷する炉心。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4223817A JPH0666978A (ja) | 1992-08-24 | 1992-08-24 | 燃料集合体および原子炉の炉心 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4223817A JPH0666978A (ja) | 1992-08-24 | 1992-08-24 | 燃料集合体および原子炉の炉心 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0666978A true JPH0666978A (ja) | 1994-03-11 |
Family
ID=16804189
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4223817A Pending JPH0666978A (ja) | 1992-08-24 | 1992-08-24 | 燃料集合体および原子炉の炉心 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0666978A (ja) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008215818A (ja) * | 2007-02-28 | 2008-09-18 | Hitachi Ltd | 軽水炉、軽水炉の炉心及び燃料集合体 |
| JP2010038852A (ja) * | 2008-08-08 | 2010-02-18 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 |
| JP2011047959A (ja) * | 2010-12-03 | 2011-03-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 燃料集合体 |
| JP2011075572A (ja) * | 2010-12-03 | 2011-04-14 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 軽水炉の炉心 |
| JP2011137735A (ja) * | 2009-12-28 | 2011-07-14 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 |
| JP2012208125A (ja) * | 2012-06-25 | 2012-10-25 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 |
-
1992
- 1992-08-24 JP JP4223817A patent/JPH0666978A/ja active Pending
Cited By (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008215818A (ja) * | 2007-02-28 | 2008-09-18 | Hitachi Ltd | 軽水炉、軽水炉の炉心及び燃料集合体 |
| JP4516085B2 (ja) * | 2007-02-28 | 2010-08-04 | 株式会社日立製作所 | 軽水炉 |
| JP2010038852A (ja) * | 2008-08-08 | 2010-02-18 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 |
| US8422617B2 (en) | 2008-08-08 | 2013-04-16 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
| US8571166B2 (en) | 2008-08-08 | 2013-10-29 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
| JP2011137735A (ja) * | 2009-12-28 | 2011-07-14 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 |
| US9047994B2 (en) | 2009-12-28 | 2015-06-02 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
| US10020079B2 (en) | 2009-12-28 | 2018-07-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
| JP2011047959A (ja) * | 2010-12-03 | 2011-03-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 燃料集合体 |
| JP2011075572A (ja) * | 2010-12-03 | 2011-04-14 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 軽水炉の炉心 |
| JP2012208125A (ja) * | 2012-06-25 | 2012-10-25 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 |
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