JPH07191176A - 少なくとも１種類の冷却材を原子炉集合体に統合した高速中性子原子炉 - Google Patents
少なくとも１種類の冷却材を原子炉集合体に統合した高速中性子原子炉Info
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- JPH07191176A JPH07191176A JP6281486A JP28148694A JPH07191176A JP H07191176 A JPH07191176 A JP H07191176A JP 6281486 A JP6281486 A JP 6281486A JP 28148694 A JP28148694 A JP 28148694A JP H07191176 A JPH07191176 A JP H07191176A
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
-
- G—PHYSICS
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- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/18—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
- G21C5/20—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone wherein one zone contains fissile material and another zone contains breeder material
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
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- 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
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Abstract
(57)【要約】
【目的】 中性子スペクトルを軟化させてボイド係数の
低減かつドップラ−係数の増大によって、中性子喪失の
際の反応度の増大を炉心のどの部分でも抑制させること
ができる高速中性子原子炉を提供する。 【構成】 高速中性子原子炉においてB114C のような減
速材を使用して、中性子スペクトルを軟化させ、ボイド
係数を低減させドップラ−係数を増大させることが出来
る。したがって、冷却材喪失の際に生じる反応度増大は
原子炉の炉心のいずれの個所でも減少することになる。
この減速材は核燃料その他の物質と均質に混合しても良
く、また核燃料またはその他の物質を含有する燃料ピン
１２の内、特定の燃料ピン１４に非均質のものとして入
れることもできる。
低減かつドップラ−係数の増大によって、中性子喪失の
際の反応度の増大を炉心のどの部分でも抑制させること
ができる高速中性子原子炉を提供する。 【構成】 高速中性子原子炉においてB114C のような減
速材を使用して、中性子スペクトルを軟化させ、ボイド
係数を低減させドップラ−係数を増大させることが出来
る。したがって、冷却材喪失の際に生じる反応度増大は
原子炉の炉心のいずれの個所でも減少することになる。
この減速材は核燃料その他の物質と均質に混合しても良
く、また核燃料またはその他の物質を含有する燃料ピン
１２の内、特定の燃料ピン１４に非均質のものとして入
れることもできる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、ボイド係数を低減しド
ップラ−定数を増大させるため、均質的又は非均質的、
かつ中性子スペクトルを修正するように原子炉の集合体
に減速材を組み入れた高速中性子原子炉に関する。
ップラ−定数を増大させるため、均質的又は非均質的、
かつ中性子スペクトルを修正するように原子炉の集合体
に減速材を組み入れた高速中性子原子炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】固体冷却材を利用する高速中性子原子炉
におけるボイド係数は、原子炉の一定領域におけるナト
リウム喪失による反応度の変動に対応する。当該ナトリ
ウム喪失は温度上昇による膨張、又は当該領域からの全
体的又は部分的排出に起因する。
におけるボイド係数は、原子炉の一定領域におけるナト
リウム喪失による反応度の変動に対応する。当該ナトリ
ウム喪失は温度上昇による膨張、又は当該領域からの全
体的又は部分的排出に起因する。
【０００３】高速中性子原子炉の炉心の一定個所におい
てボイド係数の影響力が大きくなった場合、この支配的
係数はさまざまな原初的作用が集積してひとつになった
結果である。当該作用のうちでも最重要の２つは、当該
領域における中性子の漏れならびに中性子連続スペクト
ルの硬化である。即ち、中性子の漏れが増大すればかな
らず反応度に悪影響が及ぶ。逆に、燃料としてプルトニ
ウムを利用する高速中性子原子炉においては中性子スペ
クトル硬化は反応度に好適な影響をもたらすものであ
る。この好影響は高エネルギ−におけるアクチノイドの
有効断面積の作用に関係する。
てボイド係数の影響力が大きくなった場合、この支配的
係数はさまざまな原初的作用が集積してひとつになった
結果である。当該作用のうちでも最重要の２つは、当該
領域における中性子の漏れならびに中性子連続スペクト
ルの硬化である。即ち、中性子の漏れが増大すればかな
らず反応度に悪影響が及ぶ。逆に、燃料としてプルトニ
ウムを利用する高速中性子原子炉においては中性子スペ
クトル硬化は反応度に好適な影響をもたらすものであ
る。この好影響は高エネルギ−におけるアクチノイドの
有効断面積の作用に関係する。
【０００４】ナトリウム喪失の際のこれら２種の作用の
相対的重要度は、大部分が炉心の当該領域に左右され
る。即ち、ボイド係数は原子炉の炉心においてはプラス
であり、炉心では中性子スペクトル作用の影響が主導的
である。逆に炉心から周辺部に行くにしたがって当該係
数がゼロになり、次いでマイナスになる。また、原子炉
のサイズもボイド係数の値に影響する。事実、小規模な
原子炉においては中性子逸出増大の影響が支配的である
のに対し、大容量原子炉の場合にもっとも重要な原初的
作用は中性子スペクトルの硬化である。この場合、核分
裂領域からの排出が完全であると仮定すれば、反応度は
原子炉炉心のサイズと幾何学形状により4S〜6Sの間を変
動する。
相対的重要度は、大部分が炉心の当該領域に左右され
る。即ち、ボイド係数は原子炉の炉心においてはプラス
であり、炉心では中性子スペクトル作用の影響が主導的
である。逆に炉心から周辺部に行くにしたがって当該係
数がゼロになり、次いでマイナスになる。また、原子炉
のサイズもボイド係数の値に影響する。事実、小規模な
原子炉においては中性子逸出増大の影響が支配的である
のに対し、大容量原子炉の場合にもっとも重要な原初的
作用は中性子スペクトルの硬化である。この場合、核分
裂領域からの排出が完全であると仮定すれば、反応度は
原子炉炉心のサイズと幾何学形状により4S〜6Sの間を変
動する。
【０００５】したがって、原子炉炉心からかなりの程度
の排出に至るような事故的状況が極端に可能性の低いも
のであるとしても、このような排出による反応度の増大
を出来るかぎり少なくするには、このボイド係数を可能
な限り抑えることが望ましい。このようなボイド係数低
減は、ナトリウムの喪失の際に（減速材を利用して）中
性子スペクトル硬化を制限することを目的とするスペク
トル修正によって達成することが出来る。
の排出に至るような事故的状況が極端に可能性の低いも
のであるとしても、このような排出による反応度の増大
を出来るかぎり少なくするには、このボイド係数を可能
な限り抑えることが望ましい。このようなボイド係数低
減は、ナトリウムの喪失の際に（減速材を利用して）中
性子スペクトル硬化を制限することを目的とするスペク
トル修正によって達成することが出来る。
【０００６】なお、ドップラ−定数KDは以下の関係式に
よって定義することが出来る。 KD =（ρ2 −ρ1 ）／ln（T2／T1） ここで、ρ1 は燃料の絶対温度T1における炉心の反応
度、ρ2 は燃料の絶対温度T2における炉心の反応度であ
る。
よって定義することが出来る。 KD =（ρ2 −ρ1 ）／ln（T2／T1） ここで、ρ1 は燃料の絶対温度T1における炉心の反応
度、ρ2 は燃料の絶対温度T2における炉心の反応度であ
る。
【０００７】炉心温度が上昇すると炉心材の有効断面積
の共鳴が大きくなる。これがドプラ−効果である。この
ドップラ−効果は約60 keV未満のエネルギ−範囲におい
ては反応率の変動を惹起する。高速中性子原子炉の炉心
は増殖性物質、特にウラン238 を多量に含有しているこ
とを考慮すると、ドップラ−効果はとりもなおさず捕獲
増大、反応度の減少を意味するが、後者は後刻における
燃料温度上昇に拮抗するものである。したがって、ドッ
プラ−効果は安定化に向かう逆反応のひとつである。こ
のドップラ−効果は、混合酸化物燃料（PuO2-UO2) を利
用する高速原子炉におけるこの逆反応を特徴とするパラ
メ−タである。
の共鳴が大きくなる。これがドプラ−効果である。この
ドップラ−効果は約60 keV未満のエネルギ−範囲におい
ては反応率の変動を惹起する。高速中性子原子炉の炉心
は増殖性物質、特にウラン238 を多量に含有しているこ
とを考慮すると、ドップラ−効果はとりもなおさず捕獲
増大、反応度の減少を意味するが、後者は後刻における
燃料温度上昇に拮抗するものである。したがって、ドッ
プラ−効果は安定化に向かう逆反応のひとつである。こ
のドップラ−効果は、混合酸化物燃料（PuO2-UO2) を利
用する高速原子炉におけるこの逆反応を特徴とするパラ
メ−タである。
【０００８】したがって、ドップラ−効果による逆反応
の作用は冷却材喪失の際のナトリウムのボイド係数の作
用に拮抗する。故に、冷却材喪失を出来るかぎり抑制す
るためには、ボイド係数を引き下げると同時にドップラ
−係数を増大することが望ましい。減速材を利用するこ
とによって原子炉炉心で得られる中性子スペクトルの軟
化によりこれら２つの目標を同時に達成することが出来
る。
の作用は冷却材喪失の際のナトリウムのボイド係数の作
用に拮抗する。故に、冷却材喪失を出来るかぎり抑制す
るためには、ボイド係数を引き下げると同時にドップラ
−係数を増大することが望ましい。減速材を利用するこ
とによって原子炉炉心で得られる中性子スペクトルの軟
化によりこれら２つの目標を同時に達成することが出来
る。
【０００９】既に、これまでも高速中性子原子炉におけ
るボイド係数を下げるための種々の解決策が提案されて
いる。周知の解決策の第１は、炉心の高さと径の比率を
1:1 より大幅に下げ高さの割合を低減することである。
また、第２の周知解決策は、炉心の形状を環状にするこ
とである。また、第３の周知解決策は、炉心構造を半径
方向および／または軸方向で非均質のものとして、その
間に中性子を配備することである。更に、第４の周知解
決策は、原子炉炉心をモジュ−ル形式にすることであ
る。
るボイド係数を下げるための種々の解決策が提案されて
いる。周知の解決策の第１は、炉心の高さと径の比率を
1:1 より大幅に下げ高さの割合を低減することである。
また、第２の周知解決策は、炉心の形状を環状にするこ
とである。また、第３の周知解決策は、炉心構造を半径
方向および／または軸方向で非均質のものとして、その
間に中性子を配備することである。更に、第４の周知解
決策は、原子炉炉心をモジュ−ル形式にすることであ
る。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】上記周知の解決策は、
いずれも中性子喪失を増大させることによってボイド係
数を引き下げようとするものである。したがって、ボイ
ド係数の低減は炉心のいずれの個所でも得られるという
ものではない。しかも、これらの解決策によれば中性子
のスペクトルが、かなりの程度硬化するのでドップラ−
係数による逆反応の効力が薄められる。
いずれも中性子喪失を増大させることによってボイド係
数を引き下げようとするものである。したがって、ボイ
ド係数の低減は炉心のいずれの個所でも得られるという
ものではない。しかも、これらの解決策によれば中性子
のスペクトルが、かなりの程度硬化するのでドップラ−
係数による逆反応の効力が薄められる。
【００１１】また、原子炉炉心の核分裂域における出力
の半径方向分布を炉心から周辺部にかけて出来るかぎり
均一にするために種々様々な形式の炉心が提案されてい
る事実も想起される。そのため、少なくとも２種類の集
合体でもって核分裂領域を形成することが知られてい
る。詳しくは、反応度の高い集合体を核分裂領域周辺部
に設けるのに対し、当該領域中心部には反応度の比較的
低い集合体を配設する。この反応度の差は核分裂性物質
に対する不活性物質の比率を異なるものにするか、燃料
の濃縮度を異なるものにするなどして得られる。後者の
解決策を選択したのが、フランスの原子炉『ス−パ−フ
ェニックス』である。
の半径方向分布を炉心から周辺部にかけて出来るかぎり
均一にするために種々様々な形式の炉心が提案されてい
る事実も想起される。そのため、少なくとも２種類の集
合体でもって核分裂領域を形成することが知られてい
る。詳しくは、反応度の高い集合体を核分裂領域周辺部
に設けるのに対し、当該領域中心部には反応度の比較的
低い集合体を配設する。この反応度の差は核分裂性物質
に対する不活性物質の比率を異なるものにするか、燃料
の濃縮度を異なるものにするなどして得られる。後者の
解決策を選択したのが、フランスの原子炉『ス−パ−フ
ェニックス』である。
【００１２】また、これも周知の提案であるが、出力を
比較的均等に半径方向に配分したい場合には、燃料集合
体をただ１種として、これを炉心の中心部に反応度を低
減することのできる複数の不活性材を規則正しく配備す
る。当該解決策は、フランス明細書FR-A-2 576 704なら
びにFR-A-2 581 232に開示されている。最後に、出力半
径方向分布の平坦化は、増殖性物質を核分裂領域に導入
すること、即ち燃料集合体のピン内核分裂物質のペレッ
トとペレットの間に増殖性物質のペレットを配備するこ
とによって得られる。当該解決策は、フランス明細書FR
-A-2 023 431、FR-A-2 286 472、FR-A-2 546 656、FR-A
-0 097 372などに開示されている。
比較的均等に半径方向に配分したい場合には、燃料集合
体をただ１種として、これを炉心の中心部に反応度を低
減することのできる複数の不活性材を規則正しく配備す
る。当該解決策は、フランス明細書FR-A-2 576 704なら
びにFR-A-2 581 232に開示されている。最後に、出力半
径方向分布の平坦化は、増殖性物質を核分裂領域に導入
すること、即ち燃料集合体のピン内核分裂物質のペレッ
トとペレットの間に増殖性物質のペレットを配備するこ
とによって得られる。当該解決策は、フランス明細書FR
-A-2 023 431、FR-A-2 286 472、FR-A-2 546 656、FR-A
-0 097 372などに開示されている。
【００１３】本発明の目的は、中性子スペクトルを軟化
させてボイド係数の低減かつドップラ−係数の増大によ
って、中性子喪失の際の反応度の増大を炉心のどの部分
でも抑制させることができる高速中性子原子炉を提供す
ることにある。
させてボイド係数の低減かつドップラ−係数の増大によ
って、中性子喪失の際の反応度の増大を炉心のどの部分
でも抑制させることができる高速中性子原子炉を提供す
ることにある。
【００１４】
【課題を解決するための手段】本発明によれば、上記目
的は炉心を並列集合体で形成した高速中性子原子炉によ
って達成される。当該集合体の少なくとも一部は核分裂
集合体から形成され、かつ原子炉自体は少なくとも集合
体の若干に減速材を含むことを特徴とするものである。
例示すれば、すべての核分裂集合体において核燃料の一
部を減速材に替えることにより中性子スペクトルを軟化
させることができ、炉心の至るところでボイド係数を下
げてドップラ−係数を上げることが出来る。このような
作用は原子炉の規模に関係なく得られる。
的は炉心を並列集合体で形成した高速中性子原子炉によ
って達成される。当該集合体の少なくとも一部は核分裂
集合体から形成され、かつ原子炉自体は少なくとも集合
体の若干に減速材を含むことを特徴とするものである。
例示すれば、すべての核分裂集合体において核燃料の一
部を減速材に替えることにより中性子スペクトルを軟化
させることができ、炉心の至るところでボイド係数を下
げてドップラ−係数を上げることが出来る。このような
作用は原子炉の規模に関係なく得られる。
【００１５】本発明の好適な実施態様において、減速材
はB114C とする。ただし、天然のB4C を減損してB10 と
したものも同様に利用することが出来る。事実、中性子
吸収物質である天然の炭化ホウ素（B10 としての原子パ
−セント：19.82%）とは反対に、況んやB4C （B10 に濃
縮）とはさらに反対に、B114C は減速材なのである。
はB114C とする。ただし、天然のB4C を減損してB10 と
したものも同様に利用することが出来る。事実、中性子
吸収物質である天然の炭化ホウ素（B10 としての原子パ
−セント：19.82%）とは反対に、況んやB4C （B10 に濃
縮）とはさらに反対に、B114C は減速材なのである。
【００１６】高速中性子原子炉の核分裂集合体の減速材
としてB114C を利用することは多数の利便をもたらす。
即ち、当該物質は申し分のない物理的特性を有してお
り、核融合温度の高いことは特に有利な点である。更
に、放射線を浴びた時の挙動がよい。即ち、放射線を浴
びてもその大きさや構造に目立った変化は見られない。
また、ナトリウムや集合体を形成する燃料ピンの被覆材
との両立性にも優れている。
としてB114C を利用することは多数の利便をもたらす。
即ち、当該物質は申し分のない物理的特性を有してお
り、核融合温度の高いことは特に有利な点である。更
に、放射線を浴びた時の挙動がよい。即ち、放射線を浴
びてもその大きさや構造に目立った変化は見られない。
また、ナトリウムや集合体を形成する燃料ピンの被覆材
との両立性にも優れている。
【００１７】少なくとも若干の原子炉集合体への減速材
導入は、均質的または非均質的に行なうことができる。
前者の場合、集合体の燃料ピンの各々は、数種またはた
だ１種の減速材を含む混合物質を含有する。後者の場合
には、単一または複数の減速材は特定の燃料ピンに配備
される。これら減速材を含む燃料ピンは他の集合体にも
規則正しく配備することが望ましい。
導入は、均質的または非均質的に行なうことができる。
前者の場合、集合体の燃料ピンの各々は、数種またはた
だ１種の減速材を含む混合物質を含有する。後者の場合
には、単一または複数の減速材は特定の燃料ピンに配備
される。これら減速材を含む燃料ピンは他の集合体にも
規則正しく配備することが望ましい。
【００１８】本発明をアクチニド焼却高速中性子原子炉
に応用する場合、即ち核燃料にウランおよび／またはプ
ルトニウムおよび／または原子番号の小さいアクチニド
の混合酸化物、もしくはウランおよび／またはプルトニ
ウムおよび／または原子番号の小さいアクチニドの窒化
物、或いはまたプルトニウムおよび／または原子番号の
小さいアクチニドの窒化物を含むような高速中性子原子
炉に応用する場合、均質に使用されるB114C は燃料用の
不活性マトリックスにもなる。したがって、当該減速材
は、ナトリウム・ボイド係数低減作用とドップラ−係数
増大作用を備える他原子炉焼却炉の性能を向上させるも
のである。半減期の長い放射性核分裂生成物を安定した
元素に変換しやすくするため、B114C などの減速材をも
含む標的集合体を原子炉内の適当な部域に入れることに
より、核分裂生成物中での中性子捕獲率を上げることが
できる。
に応用する場合、即ち核燃料にウランおよび／またはプ
ルトニウムおよび／または原子番号の小さいアクチニド
の混合酸化物、もしくはウランおよび／またはプルトニ
ウムおよび／または原子番号の小さいアクチニドの窒化
物、或いはまたプルトニウムおよび／または原子番号の
小さいアクチニドの窒化物を含むような高速中性子原子
炉に応用する場合、均質に使用されるB114C は燃料用の
不活性マトリックスにもなる。したがって、当該減速材
は、ナトリウム・ボイド係数低減作用とドップラ−係数
増大作用を備える他原子炉焼却炉の性能を向上させるも
のである。半減期の長い放射性核分裂生成物を安定した
元素に変換しやすくするため、B114C などの減速材をも
含む標的集合体を原子炉内の適当な部域に入れることに
より、核分裂生成物中での中性子捕獲率を上げることが
できる。
【００１９】
【実施例】以下、本発明の高速中性子原子炉の一実施例
について説明する。ただし、当該実施例は例示のための
ものであって本発明を制限するものではない。図１は高
速中性子原子炉の炉心における中性子スペクトルを示す
グラフ、図２は減速材を含む高速中性子原子炉の炉心の
並列核分裂集合体３体の水平断面図、図３は減速材をも
った集合体内部における半径方向の出力分布ならびに中
性子束分布を示すグラフである。
について説明する。ただし、当該実施例は例示のための
ものであって本発明を制限するものではない。図１は高
速中性子原子炉の炉心における中性子スペクトルを示す
グラフ、図２は減速材を含む高速中性子原子炉の炉心の
並列核分裂集合体３体の水平断面図、図３は減速材をも
った集合体内部における半径方向の出力分布ならびに中
性子束分布を示すグラフである。
【００２０】図１に示したのは大容量高速中性子原子炉
炉心における中性子スペクトルであって、減速材なしの
従来型炉心の場合（一点鎖線）と燃料の20% をB114C に
替えた同一の原子炉の場合（実線）を示す。図１中の曲
線は核分裂性集合体に減速材を入れたことによって得ら
れた中性子スペクトル軟化の様子を明確に示す。当該軟
化の結果、炉心のボイド係数が約35% 低下し、またドッ
プラ−係数が約40% 増加している。これら２つの累積作
用によってナトリウム損失が発生した場合に惹起される
反応度の増大を顕著に抑制することが出来る。
炉心における中性子スペクトルであって、減速材なしの
従来型炉心の場合（一点鎖線）と燃料の20% をB114C に
替えた同一の原子炉の場合（実線）を示す。図１中の曲
線は核分裂性集合体に減速材を入れたことによって得ら
れた中性子スペクトル軟化の様子を明確に示す。当該軟
化の結果、炉心のボイド係数が約35% 低下し、またドッ
プラ−係数が約40% 増加している。これら２つの累積作
用によってナトリウム損失が発生した場合に惹起される
反応度の増大を顕著に抑制することが出来る。
【００２１】図２に示すのは本発明による原子炉炉心の
並列核分裂集合体３体であって、減速材が当該集合体に
非均質的に配分した場合を示す。当該図２に示すよう
に、減速材を燃料集合体１０に非均質的に配分するた
め、当該集合体それぞれのケ−シング１１の内部に異な
る２種の燃料ピンから成るピン束が配設されている。図
２中に示した燃料ピン１２には、従来の方式によって核
燃料ペレットが含まれる。また、その他の燃料ピン１４
の場合には核燃料ペレットの代わりにB114C などの減速
材が入っている。当該燃料ピン１４は、燃料ピン１２に
均等に配分される。これによって、集合体の内部に出来
るかぎり規則正しく減速材を配置できるようになってい
る。
並列核分裂集合体３体であって、減速材が当該集合体に
非均質的に配分した場合を示す。当該図２に示すよう
に、減速材を燃料集合体１０に非均質的に配分するた
め、当該集合体それぞれのケ−シング１１の内部に異な
る２種の燃料ピンから成るピン束が配設されている。図
２中に示した燃料ピン１２には、従来の方式によって核
燃料ペレットが含まれる。また、その他の燃料ピン１４
の場合には核燃料ペレットの代わりにB114C などの減速
材が入っている。当該燃料ピン１４は、燃料ピン１２に
均等に配分される。これによって、集合体の内部に出来
るかぎり規則正しく減速材を配置できるようになってい
る。
【００２２】図２に正確に図解した本実施例である燃料
ピン１２，１４によって形成されるピン束において、外
部ケ−シング１１に形成される六角形のいずれかの辺縁
から出発して、最初の数列は燃料ピン１２，１４で交互
に形成され、第２の数列は燃料ピン１２のみから形成さ
れ第１の列と第２の列が交互に配置されている。図２に
図解した特徴的な配置によって炉心における出力の局所
ピ−キングを回避することが出来る。
ピン１２，１４によって形成されるピン束において、外
部ケ−シング１１に形成される六角形のいずれかの辺縁
から出発して、最初の数列は燃料ピン１２，１４で交互
に形成され、第２の数列は燃料ピン１２のみから形成さ
れ第１の列と第２の列が交互に配置されている。図２に
図解した特徴的な配置によって炉心における出力の局所
ピ−キングを回避することが出来る。
【００２３】図３には当該実施例の特徴を示す曲線が表
示されている。即ち、当該曲線の横座標は図２のＡ・Ｂ
セグメントを示し（単位：センチメ−トル）、縦座標は
このセグメントにおける出力（一点鎖線）および中性子
束（実線）の推移を示し、単位は任意である。
示されている。即ち、当該曲線の横座標は図２のＡ・Ｂ
セグメントを示し（単位：センチメ−トル）、縦座標は
このセグメントにおける出力（一点鎖線）および中性子
束（実線）の推移を示し、単位は任意である。
【００２４】不活性集合体において、減速材を利用する
ことは、炉心内の当該集合体との界面での出力の局所ピ
−キングが形成される場合があるということに留意する
必要がある。更に当該解決策は、ボイド係数およびドッ
プラ−係数への影響力を甚だしく制限することにもな
る。したがって、この解決策は考慮の対象から外される
べきである。
ことは、炉心内の当該集合体との界面での出力の局所ピ
−キングが形成される場合があるということに留意する
必要がある。更に当該解決策は、ボイド係数およびドッ
プラ−係数への影響力を甚だしく制限することにもな
る。したがって、この解決策は考慮の対象から外される
べきである。
【００２５】実際には、減速材は均質的または非均質的
に核分裂集合体に導入することが出来る。減速材を核分
裂燃料内に均質的に配設する場合、燃料照射による反応
度の低下が大きくなり増殖利得は小さくなる。反面、炉
心の大きさは既存の原子炉と比較して変わらない。また
逆に減速材を非均質的に核分裂集合体内に導入する場
合、燃料照射による反応度の低下ならびに増殖利得の減
少は回避することが出来る。ただし、炉心のサイズが大
きくなる。
に核分裂集合体に導入することが出来る。減速材を核分
裂燃料内に均質的に配設する場合、燃料照射による反応
度の低下が大きくなり増殖利得は小さくなる。反面、炉
心の大きさは既存の原子炉と比較して変わらない。また
逆に減速材を非均質的に核分裂集合体内に導入する場
合、燃料照射による反応度の低下ならびに増殖利得の減
少は回避することが出来る。ただし、炉心のサイズが大
きくなる。
【００２６】炉心に核分裂集合体を入れた場合として上
述した原理は、場合によっては炉心外に入れられる放射
性核分裂生成物を含む標的集合体にも当てはまるもので
ある。即ち、これによって半減期の長い放射性核分裂生
成物の安定した元素への変換が改善されるのである。当
該標的集合体にB114C などの減速材を導入すると事実上
変換過程が改善される。
述した原理は、場合によっては炉心外に入れられる放射
性核分裂生成物を含む標的集合体にも当てはまるもので
ある。即ち、これによって半減期の長い放射性核分裂生
成物の安定した元素への変換が改善されるのである。当
該標的集合体にB114C などの減速材を導入すると事実上
変換過程が改善される。
【００２７】また、本発明は液体ナトリウムによって冷
却され、かつ炉心が従来技法により規則的格子によって
配置された並列集合体によって形成される高速中性子原
子炉に関する。特に、本発明に属さない周知の技法によ
って液体ナトリウムを充填した原子炉容器の内部に当該
集合体を垂直に配設することが可能である。炉心を構成
する集合体の大部分は、核燃料を含む核分裂集合体によ
って形成される。図２に示すように核分裂集合体１０の
各々は、水平断面が六角形の外部金属ケ−シング１１を
有する。当該ケ−シング内には核燃料ペレットをもつ燃
料ピン束が配設される。
却され、かつ炉心が従来技法により規則的格子によって
配置された並列集合体によって形成される高速中性子原
子炉に関する。特に、本発明に属さない周知の技法によ
って液体ナトリウムを充填した原子炉容器の内部に当該
集合体を垂直に配設することが可能である。炉心を構成
する集合体の大部分は、核燃料を含む核分裂集合体によ
って形成される。図２に示すように核分裂集合体１０の
各々は、水平断面が六角形の外部金属ケ−シング１１を
有する。当該ケ−シング内には核燃料ペレットをもつ燃
料ピン束が配設される。
【００２８】先に引用した技法によれば、核分裂集合体
はすべて同一のものでも良く、また少なくとも２種の異
なる集合体を含むものでも良い。核分裂集合体がすべて
同一のものである場合には、炉心における出力の半径方
向配分が比較的均等であるという性質は、炉心の中心部
全域にわたり、若干の核分裂集合体の代わりに中空（孔
隙）六角管体または棒鋼（スチ−ル／ナトリウム希釈集
合体）のような不活性材を規則的に配置することによっ
て得られる。また核分裂集合体の代わりに増殖集合体を
使用することも出来る。
はすべて同一のものでも良く、また少なくとも２種の異
なる集合体を含むものでも良い。核分裂集合体がすべて
同一のものである場合には、炉心における出力の半径方
向配分が比較的均等であるという性質は、炉心の中心部
全域にわたり、若干の核分裂集合体の代わりに中空（孔
隙）六角管体または棒鋼（スチ−ル／ナトリウム希釈集
合体）のような不活性材を規則的に配置することによっ
て得られる。また核分裂集合体の代わりに増殖集合体を
使用することも出来る。
【００２９】炉心が２種以上の核分裂集合体を含む場合
には、比較的均等な半径方向の出力配分は、反応度の高
い集合体は核分裂域の周辺部に配置し、反応度の比較的
低い集合体は当該部域の中心に配置することによって得
られる。そのためには、核分裂物質に対する不活性物質
の比率が異なる集合体または燃料の濃縮度の異なる集合
体を使用することが出来る。増殖性物質のペレットを核
分裂集合体の燃料ピンに入れて核燃料ペレットの間に配
分しても良い。
には、比較的均等な半径方向の出力配分は、反応度の高
い集合体は核分裂域の周辺部に配置し、反応度の比較的
低い集合体は当該部域の中心に配置することによって得
られる。そのためには、核分裂物質に対する不活性物質
の比率が異なる集合体または燃料の濃縮度の異なる集合
体を使用することが出来る。増殖性物質のペレットを核
分裂集合体の燃料ピンに入れて核燃料ペレットの間に配
分しても良い。
【００３０】更に、原子炉の運転操作中に炉心の出力分
布および反応度が、かなりの程度変化することも考慮に
入れる必要がある。この不具合な作用は、通常、炉心の
適当な個所に炉心における出力分布と反応度が推移する
につれて漸次抽出される微調整集合体を配備することに
よって回避される。なお、本発明はこれら全種の原子炉
に無差別に適用することができるものである。
布および反応度が、かなりの程度変化することも考慮に
入れる必要がある。この不具合な作用は、通常、炉心の
適当な個所に炉心における出力分布と反応度が推移する
につれて漸次抽出される微調整集合体を配備することに
よって回避される。なお、本発明はこれら全種の原子炉
に無差別に適用することができるものである。
【００３１】
【発明の効果】以上説明したように本発明の高速中性子
原子炉においては、集合体が少なくとも部分的には核分
裂集合体から成り、かつ原子炉の集合体の少なくとも若
干がB114C および天然のB4C をB10 に減損させたものを
含むグル−プから選別した減速材を含有する。これによ
り、中性子スペクトルが軟化され、ボイド係数の低減か
つドップラ−係数の増大によって、中性子喪失の際の反
応度の増大が原子炉の容量に関係なく炉心のどの個所に
おいても抑制される。
原子炉においては、集合体が少なくとも部分的には核分
裂集合体から成り、かつ原子炉の集合体の少なくとも若
干がB114C および天然のB4C をB10 に減損させたものを
含むグル−プから選別した減速材を含有する。これによ
り、中性子スペクトルが軟化され、ボイド係数の低減か
つドップラ−係数の増大によって、中性子喪失の際の反
応度の増大が原子炉の容量に関係なく炉心のどの個所に
おいても抑制される。
【図１】本発明に係わる高速中性子原子炉の炉心におけ
る中性子スペクトルを示すグラフである。
る中性子スペクトルを示すグラフである。
【図２】減速材を含む高速中性子原子炉の炉心の並列核
分裂集合体３体の水平断面図である。
分裂集合体３体の水平断面図である。
【図３】減速材をもった集合体内部における半径方向の
出力分布ならびに中性子束分布である。
出力分布ならびに中性子束分布である。
１０ 燃料集合体 １１ 外部金属ケーシング １２，１４ 燃料ピン
Claims (5)
- 【請求項１】 炉心が規則正しく格子上に配列された並
列集合体で構成される高速中性子原子炉であって、当該
集合体が少なくとも部分的には核分裂集合体(10)から成
り、かつ当該原子炉の集合体の少なくとも若干がB114C
および天然のB4C をB10 に減損させたものを含むグル−
プから選別した減速材を含有することを特徴とする高速
中性子原子炉。 - 【請求項２】 前記減速材を含有する特殊燃料ピン(14)
を若干の集合体に導入することを特徴とする請求項１記
載の高速中性子原子炉。 - 【請求項３】 前記減速材がすでに当該集合体内に存在
する他の物質と混合されることを特徴とする請求項１記
載の高速中性子原子炉。 - 【請求項４】 少なくともアクチニドの酸化物または窒
化物を含むグループから選別された核燃料が、原子番号
の小さいアクチニドを含有していることを特徴とする請
求項１乃至３記載の高速中性子原子炉。 - 【請求項５】 放射性核分裂生成物ならびに減速材を含
む標的集合体が原子炉内に配設されていることを特徴と
する請求項１乃至４記載の高速中性子原子炉。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR9312564A FR2711835B1 (fr) | 1993-10-21 | 1993-10-21 | Réacteur nucléaire à neutrons rapides dans lequel au moins un élément modérateur est incorporé dans des assemblages du réacteur. |
| FR93-12564 | 1993-10-21 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07191176A true JPH07191176A (ja) | 1995-07-28 |
Family
ID=9452083
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6281486A Pending JPH07191176A (ja) | 1993-10-21 | 1994-10-21 | 少なくとも１種類の冷却材を原子炉集合体に統合した高速中性子原子炉 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07191176A (ja) |
| FR (1) | FR2711835B1 (ja) |
| RU (1) | RU2142169C1 (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20150023245A (ko) * | 2012-04-05 | 2015-03-05 | 샤인 메디컬 테크놀로지스, 인크. | 수성 집합체 및 제어 방법 |
| JP2015141086A (ja) * | 2014-01-28 | 2015-08-03 | 株式会社東芝 | 高速炉用燃料集合体および高速炉炉心 |
| CN114622138A (zh) * | 2022-03-03 | 2022-06-14 | 上海大学 | 一种11b掺杂氧化物弥散强化合金、制备方法及其应用 |
Families Citing this family (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7139352B2 (en) * | 1999-12-28 | 2006-11-21 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactivity control rod for core |
| US9734926B2 (en) | 2008-05-02 | 2017-08-15 | Shine Medical Technologies, Inc. | Device and method for producing medical isotopes |
| US10978214B2 (en) | 2010-01-28 | 2021-04-13 | SHINE Medical Technologies, LLC | Segmented reaction chamber for radioisotope production |
| US10734126B2 (en) | 2011-04-28 | 2020-08-04 | SHINE Medical Technologies, LLC | Methods of separating medical isotopes from uranium solutions |
| RU2549829C1 (ru) * | 2014-01-31 | 2015-04-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания |
| RU2549371C1 (ru) * | 2014-01-31 | 2015-04-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Активная зона, твэл и тепловыделяющая сборка реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем |
| FR3025650A1 (fr) * | 2014-09-10 | 2016-03-11 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur a neutrons rapides, a cœur contenant des elements combustibles a basse temperature de fonctionnement nominal, et preferablement de faible diametre, et un materiau moderateur |
| RU2679397C1 (ru) * | 2017-08-22 | 2019-02-08 | Владимир Васильевич Бычков | Ядерная энергетическая установка (варианты) |
| CN113466922B (zh) * | 2020-03-31 | 2024-03-08 | 刘畅源 | 一种核截面多普勒展宽方法和装置 |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3341420A (en) * | 1965-10-04 | 1967-09-12 | Robert H Sevy | Modular flux trap reactor |
| US3367837A (en) * | 1965-10-24 | 1968-02-06 | Atomic Power Dev Ass Inc | Minimizing the positive sodium void coefficient in liquid metal-cooled fast reactor systems |
| NL132862C (ja) * | 1966-12-23 | |||
| EP0469616B1 (en) * | 1990-08-03 | 1996-05-01 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Transuranium elements transmuting reactor core, transuranium elements transmuting fuel pin and transuranium elements transmuting fuel assembly |
| FR2679062B1 (fr) * | 1991-07-08 | 1994-04-15 | Hitachi Ltd | Cóoeur de reacteur surgenerateur rapide et assemblage combustible utilise dans un tel cóoeur. |
-
1993
- 1993-10-21 FR FR9312564A patent/FR2711835B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
1994
- 1994-10-20 RU RU94037963A patent/RU2142169C1/ru not_active IP Right Cessation
- 1994-10-21 JP JP6281486A patent/JPH07191176A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20150023245A (ko) * | 2012-04-05 | 2015-03-05 | 샤인 메디컬 테크놀로지스, 인크. | 수성 집합체 및 제어 방법 |
| JP2015141086A (ja) * | 2014-01-28 | 2015-08-03 | 株式会社東芝 | 高速炉用燃料集合体および高速炉炉心 |
| CN114622138A (zh) * | 2022-03-03 | 2022-06-14 | 上海大学 | 一种11b掺杂氧化物弥散强化合金、制备方法及其应用 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2142169C1 (ru) | 1999-11-27 |
| RU94037963A (ru) | 1996-10-27 |
| FR2711835B1 (fr) | 1995-11-24 |
| FR2711835A1 (fr) | 1995-05-05 |
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