JPS5836759B2 - 核燃料要素 - Google Patents
核燃料要素Info
- Publication number
- JPS5836759B2 JPS5836759B2 JP52106255A JP10625577A JPS5836759B2 JP S5836759 B2 JPS5836759 B2 JP S5836759B2 JP 52106255 A JP52106255 A JP 52106255A JP 10625577 A JP10625577 A JP 10625577A JP S5836759 B2 JPS5836759 B2 JP S5836759B2
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- JP
- Japan
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- fuel
- nuclear fuel
- graphite
- nuclear
- coated
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- Expired
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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
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉において用いられている核燃料要素、特
にトリウムーウランサイクル（以下Ｔｈ −Ｕサイクル
と記す）を用いた核燃科要素に関する。
にトリウムーウランサイクル（以下Ｔｈ −Ｕサイクル
と記す）を用いた核燃科要素に関する。
従来原子炉における核分裂物質としては、ウランの同位
体であるＵ２３５、及び親核分裂物質のＵ２３５が原子
炉で中性子１個を吸収して生或されるプルトニウム２
３ ９ （ Ｐｕ”’ ）の２つが用いられている。
体であるＵ２３５、及び親核分裂物質のＵ２３５が原子
炉で中性子１個を吸収して生或されるプルトニウム２
３ ９ （ Ｐｕ”’ ）の２つが用いられている。
しかしながら、ウラン資源には限りがあり、近い将来枯
渇する恐れも有ることから上記Ｕ−Ｐｕサイクル以外の
核燃料サイクルとして、天然にウランと同程度又はそれ
以上に存在している親核分裂物質のトリウム（Ｔｈ）を
用いたＴｈ−Ｕサイクルが近年脚光をあびて来た。
渇する恐れも有ることから上記Ｕ−Ｐｕサイクル以外の
核燃料サイクルとして、天然にウランと同程度又はそれ
以上に存在している親核分裂物質のトリウム（Ｔｈ）を
用いたＴｈ−Ｕサイクルが近年脚光をあびて来た。
第１図に従来用いられている核燃料要素を示す。
図からわかるように従来の核燃料要素はウランとトリウ
ムの被覆燃料粒子１が黒鉛マトリックス２中に均質に混
合された部分を持ち、その外側を黒鉛シエル３で被覆さ
れている。
ムの被覆燃料粒子１が黒鉛マトリックス２中に均質に混
合された部分を持ち、その外側を黒鉛シエル３で被覆さ
れている。
前記被覆燃料粒子１は通常ＵＯ２又はＵＣ２又は、ＵＯ
２＋ＴｈＯ２又はＵＣ２＋ＴｈＣ２を核とする粒子であ
る０この様な構成からなる燃料粒子のＴｈ−Ｕサイクル
では、原子炉において、 により核分裂物質であるＵ２３３を生成し、このＵ２３
３を核燃料として用いることによって豊富なＴｈ資源を
活用しようとするものである。
２＋ＴｈＯ２又はＵＣ２＋ＴｈＣ２を核とする粒子であ
る０この様な構成からなる燃料粒子のＴｈ−Ｕサイクル
では、原子炉において、 により核分裂物質であるＵ２３３を生成し、このＵ２３
３を核燃料として用いることによって豊富なＴｈ資源を
活用しようとするものである。
しかしながらＴｈ−Ｕサイクルにおいては、
によって２． ３ ８ ＭｅＶのγ線源であるＵ”２が
生或される。
生或される。
Ｕ２３３を核燃料として利用する際に、Ｐｕ燃科と比較
してＵ２ Ｂ ！自身は、α線源としてＰｕより１／６
倍近い比放射能しか持たないので再処理工程および運搬
等においてはより安全な物質であるのにも拘らず、上記
（２）式の反応が同時に起ることによってＵ Ｒ ！１
！ｉにＵ２＆２が含まれるため、Ｕ２３３燃科が強力
なγ線源となり、この取扱いのためにγ線遮蔽を必要と
する。
してＵ２ Ｂ ！自身は、α線源としてＰｕより１／６
倍近い比放射能しか持たないので再処理工程および運搬
等においてはより安全な物質であるのにも拘らず、上記
（２）式の反応が同時に起ることによってＵ Ｒ ！１
！ｉにＵ２＆２が含まれるため、Ｕ２３３燃科が強力
なγ線源となり、この取扱いのためにγ線遮蔽を必要と
する。
従って再処理や燃料加工等の工程で、Ｐｕ燃料の場合よ
りも厄介な問題を生じさせている。
りも厄介な問題を生じさせている。
例えば、厚い遮蔽体を持った装置や遠隔操作等を必要と
する。
する。
そのためＵ２３３が生成する過程でＵ２３２の生成を極
力抑えることが望ましい。
力抑えることが望ましい。
本発明の目的はＴｈ−Ｕサイクルにおいて、強いγ線放
出体であるＵ２３２の生成を低く抑えることが出来る核
燃料要素を提供するものである。
出体であるＵ２３２の生成を低く抑えることが出来る核
燃料要素を提供するものである。
即ち、前記（１）式の反応によるＵ２３３の生成を従来
と同程度又はそれ以上にし、（２）式の反応によるＵ２
３２の生成を従来より低く抑えることが出来るような核
燃料要素を得ることである。
と同程度又はそれ以上にし、（２）式の反応によるＵ２
３２の生成を従来より低く抑えることが出来るような核
燃料要素を得ることである。
以下図面を参照して本発明の一実施例を説明する。
本発明に係る核燃料要素は第２図に示される如く、黒船
マトリックス２の中心部にＵの被覆燃料粒子４を配置し
、その外周部にＴｈ２３２の被覆燃料粒子５が配置され
ており、最外周部には黒鉛シエル３で被覆されている。
マトリックス２の中心部にＵの被覆燃料粒子４を配置し
、その外周部にＴｈ２３２の被覆燃料粒子５が配置され
ており、最外周部には黒鉛シエル３で被覆されている。
ＵとＴｈの被覆燃料粒子４，５は各々Ｕ０２又はＵＣ２
，ＴｈＯ２又はＴ ｈ Ｃ ２の直径が約百ミクロンの
核を持ち、その外側を２〜３層の熱分解炭素又は炭化ケ
イ素の被覆が施されている。
，ＴｈＯ２又はＴ ｈ Ｃ ２の直径が約百ミクロンの
核を持ち、その外側を２〜３層の熱分解炭素又は炭化ケ
イ素の被覆が施されている。
これらの被覆は核分裂生成物を保持するためのものであ
り放射性物質カ環境へ放出されないための第１の障壁と
なっている。
り放射性物質カ環境へ放出されないための第１の障壁と
なっている。
これらの被覆燃料粒子が炭素とともに焼結されて燃料マ
トリックスを構成するのであるが、本発明の核燃料要素
は前記の如く中心部にＵを含む領域゛、外側をＴｈ２３
２を含む領域とする非均質燃料要素である。
トリックスを構成するのであるが、本発明の核燃料要素
は前記の如く中心部にＵを含む領域゛、外側をＴｈ２３
２を含む領域とする非均質燃料要素である。
最外周部の黒鉛シエル３を含めた燃料要素（球状又は棒
状の型をしている）の大きさの上限は、燃料要素の熱伝
導度で決まり、冷却材がヘリウムガスの場合球状燃料要
素ならほぼテニスポール犬、棒状燃料要素ならば直径約
１．５α程度である。
状の型をしている）の大きさの上限は、燃料要素の熱伝
導度で決まり、冷却材がヘリウムガスの場合球状燃料要
素ならほぼテニスポール犬、棒状燃料要素ならば直径約
１．５α程度である。
又、核燃料要素の熱伝導度は被覆燃料粒子の充填率に依
存し、充填率が小さいほど熱伝導度は良くなるが、充填
率を決めるのは出力密度をどのようにとるかであり、あ
まり充填率を小さくすると出力密度が小さくなり経済的
ではない。
存し、充填率が小さいほど熱伝導度は良くなるが、充填
率を決めるのは出力密度をどのようにとるかであり、あ
まり充填率を小さくすると出力密度が小さくなり経済的
ではない。
即ち、充填率の下限は出力密度から決まる。
次に作用を説明する。
このように構成されている核燃料要素は、Ｔｈ−Ｕサソ
クルにおいて前記（２）式の反応により生成されるＵ２
３２の量をより少く抑え、かつ前記（１）式の反応によ
り生成されるＵ２３３の量をより多くするものである。
クルにおいて前記（２）式の反応により生成されるＵ２
３２の量をより少く抑え、かつ前記（１）式の反応によ
り生成されるＵ２３３の量をより多くするものである。
すなわち Ｕ２Ｂ２の生成過程はＴｈ”２（ｎ，２ｎ
）反応によるもので、この反応は６．４ ６ ＭｅＶ以
上の中性子によってのみ起るため、核分裂を起こし高速
分裂中性子の発生源であるＵの領域からＴｈ２３２を引
き離すことによって、Ｔｈ２３２の（ ｎ ｓ ２ ｎ
）反応の割合が抑えられる。
）反応によるもので、この反応は６．４ ６ ＭｅＶ以
上の中性子によってのみ起るため、核分裂を起こし高速
分裂中性子の発生源であるＵの領域からＴｈ２３２を引
き離すことによって、Ｔｈ２３２の（ ｎ ｓ ２ ｎ
）反応の割合が抑えられる。
これは同じ燃料内での反応であるがＵ領域からＴ ｈ
２ ３２領域に入射してくる中性子は、Ｕ領域の炭素に
よって減速され大部分が６．４ ６ ＭｅＶ以下となる
ためにＴｈ２３２領域ではほとんどＴｈ２３２の（ｎ，
２ｎ）反応が起こらないためである。
２ ３２領域に入射してくる中性子は、Ｕ領域の炭素に
よって減速され大部分が６．４ ６ ＭｅＶ以下となる
ためにＴｈ２３２領域ではほとんどＴｈ２３２の（ｎ，
２ｎ）反応が起こらないためである。
一方、（ト）式の反応は主としてＴｈ２３２の共鳴吸収
によって起る。
によって起る。
共鳴中性子は燃料間の減速材中で発生し燃料に入射して
来るものであり、一般にＴ ｈ ２３２の共鳴吸収断面
積は太きいため、主として（１）式の反応は燃料の表面
で起る。
来るものであり、一般にＴ ｈ ２３２の共鳴吸収断面
積は太きいため、主として（１）式の反応は燃料の表面
で起る。
従って従来の燃料（第１図）に比べてＴｈ２３２が外側
にある燃料では（１）式の反応、即ちＵ２３３が生威さ
れる好ましい反応はより多くなる。
にある燃料では（１）式の反応、即ちＵ２３３が生威さ
れる好ましい反応はより多くなる。
又、中心部のＵ燃料が２０％程度の濃縮度である場合、
この燃料を同時に処理し、いわゆる混合抽出を行うとＴ
ｈの部分に発生したＵ２３３は中心部のＵと混合し、Ｕ
２３＆， Ｕ２３５ ， Ｕ２３３および微量のＵ２３
２の混合物となりＵ２３３を単独で取り出すことが出来
ず、平和利用の燃料として甚だ好ましい形の燃料が得ら
れる。
この燃料を同時に処理し、いわゆる混合抽出を行うとＴ
ｈの部分に発生したＵ２３３は中心部のＵと混合し、Ｕ
２３＆， Ｕ２３５ ， Ｕ２３３および微量のＵ２３
２の混合物となりＵ２３３を単独で取り出すことが出来
ず、平和利用の燃料として甚だ好ましい形の燃料が得ら
れる。
又、ウランを含む中心領域と、トリウムを含む外側領域
の間に黒鉛からなる減速材領域を配置しても良い。
の間に黒鉛からなる減速材領域を配置しても良い。
ＵとＴｈは被覆燃料粒子として説明したが、例も該粒子
に限定することな＜、Ｕ，Ｔｈの炭化又は酸化物であっ
て、黒鉛中に分散出来るような形態のものでも良いのは
勿論である。
に限定することな＜、Ｕ，Ｔｈの炭化又は酸化物であっ
て、黒鉛中に分散出来るような形態のものでも良いのは
勿論である。
又最外周を黒鉛シェルの代りに金属（、例えばベリウム
）で被覆しても良い。
）で被覆しても良い。
以上の説明のように本発明に係る核燃料要素は構成され
ているため、強いγ線源であるＵ２３２の生成をより低
く抑え、好ましいＵ２ ８ ３の生成をより多く出来、
かつ混合抽出を採用することによって平和利用の燃料と
して甚だ好ましい形のものとなる。
ているため、強いγ線源であるＵ２３２の生成をより低
く抑え、好ましいＵ２ ８ ３の生成をより多く出来、
かつ混合抽出を採用することによって平和利用の燃料と
して甚だ好ましい形のものとなる。
第１図は従来の核燃料要素を示す断面図、第２図は本発
明に係る核燃科要素の一実施例を示す断面図である。 １・・・・・・被覆燃科粒子、２・・・・・・黒鉛マト
リックス、３・・・・・・黒鉛シェル、４・・・・・・
被覆燃料粒子、５・・・・・・被覆燃料粒子。
明に係る核燃科要素の一実施例を示す断面図である。 １・・・・・・被覆燃科粒子、２・・・・・・黒鉛マト
リックス、３・・・・・・黒鉛シェル、４・・・・・・
被覆燃料粒子、５・・・・・・被覆燃料粒子。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 中心領域に配置され黒鉛中に分散されたウランの酸
化物又は炭化物からなる燃料と、この燃料と混合せずそ
の外側領域に配置され黒鉛中に分散されたトリウムの酸
化物又は炭化物からなる燃料を配置したことを特徴とす
る核燃料要素。 ２ 中心領域に配置され黒鉛中に分散されたウランの酸
化物又は炭化物からなる燃料と、この燃料と混合せずそ
の外側領域に配置され黒鉛中に分散されたトリウムの酸
化物又は炭化物からなる燃料を配置し、さらにその最外
部を被覆材で覆ったことを特徴とする核燃料要素。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP52106255A JPS5836759B2 (ja) | 1977-09-06 | 1977-09-06 | 核燃料要素 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP52106255A JPS5836759B2 (ja) | 1977-09-06 | 1977-09-06 | 核燃料要素 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5439798A JPS5439798A (en) | 1979-03-27 |
| JPS5836759B2 true JPS5836759B2 (ja) | 1983-08-11 |
Family
ID=14428983
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP52106255A Expired JPS5836759B2 (ja) | 1977-09-06 | 1977-09-06 | 核燃料要素 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5836759B2 (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100756440B1 (ko) | 2006-03-20 | 2007-09-07 | 한국과학기술원 | 초고온 가스 냉각로에 사용되는 쉘형 핵연료 영역을 지닌핵연료 페블 |
| WO2009097037A2 (en) * | 2007-11-12 | 2009-08-06 | The Regents Of The University Of California | High power density liquid-cooled pebble-channel nuclear reactor |
| WO2010086431A1 (de) * | 2009-01-30 | 2010-08-05 | Ald Vacuum Technologies Gmbh | Brennelement mit spalt- und brutstoff sowie verfahren zu dessen herstellung |
-
1977
- 1977-09-06 JP JP52106255A patent/JPS5836759B2/ja not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5439798A (en) | 1979-03-27 |
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