JPS6228438B2 - - Google Patents

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JPS6228438B2
JPS6228438B2 JP54067453A JP6745379A JPS6228438B2 JP S6228438 B2 JPS6228438 B2 JP S6228438B2 JP 54067453 A JP54067453 A JP 54067453A JP 6745379 A JP6745379 A JP 6745379A JP S6228438 B2 JPS6228438 B2 JP S6228438B2
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JP
Japan
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core
blanket
fuel
internal
output
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JP54067453A
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Japanese (ja)
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JPS55160897A (en
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Kotaro Inoe
Katsuyuki Kawashima
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Hitachi Ltd
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Hitachi Ltd
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Publication date
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    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】[Detailed description of the invention]

本発明は、高速増殖炉に係り、特にその炉心の
構造に関する。 高速増殖炉の炉心は、一般に円柱形あるいはそ
れに近い形を有しており、その周囲をブランケツ
トで囲つているものが多い。ここで炉心に装荷す
る燃料は、濃縮ウランあるいはプルトニウムを富
化したウランでなり、ブランケツトは、炉心より
洩れ出た中性子を吸収して有用な核分裂性物質に
転換されるような親物質でなり、天然ウランある
いは減損ウランが装荷される。 炉心から取り出し得る熱出力の上限は、最高温
度点の燃料棒についての熱的制限に依存するの
で、炉心の出力分布をできるだけ平坦化すること
が炉心全体としての出力密度の向上のために必要
である。そのため、従来の炉心では、第1図に示
すように、炉心1を内側炉心1aと外側炉心1b
に分けるかあるいは径方向に内側炉心1aと外側
炉心1bとの間に別の炉心を設けることにより、
径方向に2〜3領域に分け、外側領域ほど富化度
(核分裂性物質/核分裂物質+親物質)の高い燃
料を装荷している。なお、第1図の2は径方向ブ
ランケツト、3は軸方向ブランケツトである。 第1図のような炉心構成では、制御棒によつて
制御できる反応度に比べて、燃焼による炉心部の
反応度低下が比較的大きく、燃焼期間が抑えられ
るので、ほぼ1年ごとに炉心燃料の数分の1ずつ
を交換するようにしている。また、燃焼期間を伸
ばすため、初期の余剰反応度を大きくとつた場合
には、制御棒で制御すべき反応度が大きくなるの
で、大きな制御価値を持つ制御棒を炉心に挿入す
る必要があり、そのために、炉心の出力分布が大
きく歪むという問題も起こつている。 また、発電プラントとしての経済性を上げるた
めに、炉を大型化するにつれ、炉心1内の中性子
束の平均エネルギーが低くなり、増殖率が低下す
るという問題もある。 従来型のものとして、第2図に示すように、2
領域炉心の内側炉心1aの軸方向中心に円盤状に
内部ブランケツト5を設けたものもある。この型
の炉心では、径方向出力分布の平坦化は、富化度
の異なる燃料を領域毎に装荷(前記のように、内
側炉心1aに低富化度燃料を、外側炉心に高富化
度燃料を装荷)により行つていることは第1図の
例と同じであり、内部ブランケツト5の役割は、
主として燃焼による反応度の低下を小さくするこ
とにある。従つて、燃焼が進むと、内部ブランケ
ツト5の領域の出力が上昇するため、燃焼に伴
い、相対的に、内部ブランケツト5を含む径方向
の炉心中央付近の出力が増加し、周辺部が下がる
というように、変動が大きいという問題がある。 さらに、従来型のものとして、ナトリウムボイ
ド効果を小さくするため、あるいは増殖率を高く
するために、内部ブランケツトを設けた例は他に
もある。ただし、それらのものは、炉心を内部ブ
ランケツトによつて分割し、実効的に小型炉心の
集合体とすることを狙つている。そのため、内部
ブランケツトは円環状をなして軸方向に炉心を貫
通しているか、あるいは炉心と同じ径を持つた層
状をなしている。前者、即ち内部ブランケツトが
円環状をなすものは、燃焼によつて内部ブランケ
ツト領域の出力が上昇するため、冷却材を予め多
く流す必要があり、後者、即ち炉心と同径の層状
をなすものは、出力分布の平坦化が難しい等の問
題がある。 本発明の目的は、増殖率の高い高速増殖炉を提
供することとにある。 本発明の特徴は、内部ブランケツト領域の中央
部分で厚くするとともに内部ブランケツト領域の
周辺部分で薄くしたことにある。 以下本発明の詳細を図面により説明する。第3
図は本発明による高速増殖炉の一実施例を示して
おり、この実施例においては、炉心6の軸方向の
中心付近に、外周部7bを中央部7aに比べて段
状に薄くした円盤状の内部ブランケツト7を設け
たものである。炉心6を構成する燃料は、単一富
化度の燃料であり、内部ブランケツト7は天然ウ
ランないしは減損ウランを主材料としたものであ
る。 燃焼による反応度の低下を小さくするには、炉
心をある程度高くし、炉心外への中性子の漏れを
小さくしたり、炉心内の燃料体積比と密度を大き
くして燃料以外の物質に吸収される中性子の割合
を下げることにより、燃料の臨界富化度を下げて
内部転換率(炉心内の核分裂物質の生成量/核分
裂物質の消滅量)を上げる方法もあるが、本実施
例においては、さらに、図示のように、炉心全体
の反応度に大きく影響する炉心軸方向の中央部
に、内部ブランケツト7即ち減損ウランないしは
天然ウラン等の親物質よりなる領域を設けるもの
である。燃焼と共に親物質の中性子吸収によつて
この領域即ち内部ブランケツト領域に蓄積される
プルトニウムは、反応度への寄与が大きく、燃焼
による反応度の低下を抑止する。そのためには、
後述のように、内部ブランケツト7の厚さは、10
〜50cm程度とするのがよい。 次にこの内部ブランケツト7を設けることによ
つて、出力分布の平坦化を図る。炉心内の軸方向
出力分布は、図示のように、炉心の軸方向位置の
中央付近に、出力密度が小さく、かつ反応度価値
の低い内部ブランケツト7の層を置くことにより
平坦化できる。この場合、層の厚い程効果は大き
いが、出力密度の小さい内部ブランケツトを大き
くとりすぎると、同じ熱出力を得るには、ブラン
ケツトを含めた炉心部全体の体積を大幅に増加す
ることが必要となる。この点からも内部ブランケ
ツト7の厚さは、炉心高さ120cmに対して10〜50
cmが適当であると考えられる。 一方、径方向の出力分布を平坦化するために、
図示のように、内部ブランケツト厚を、高速中性
子束が大きく反応率の大きい炉心中心で厚く、逆
に炉心周辺では薄くしている。 また、内部ブランケツトを炉心中心付近のみに
設けた場合には、燃焼によつて炉心の外側の領域
の出力が相対的に大きく低下して行く傾向がある
が、図示のように内部ブランケツト7を中心付近
だけでなく、炉心径方向全体にわたつて設けるこ
とにより、燃焼に伴う炉心外側領域の出力の大き
な低下を防ぐことが可能になる。 これは、内部ブランケツト7の厚さがある程度
厚くなると、単位体積当りに生成蓄積されるプル
トニウムの量が飽和するからで、すなわち、内部
ブランケツト7の厚さとその部分の出力の上昇と
は比例しないという性質による。 このように、内部ブランケツト7を設けること
により、第1図及び第2図に示したような構成、
即ち炉心を径方向に幾つかの領域にわけて、外側
領域ほど富化度の高い燃料を装荷する必要がなく
なり、燃料の製造が簡単になる。 一般に、高速増殖炉の許容最大出力は、最大出
力密度(厳密に言えば燃料ピンの最大線出力)に
よつて抑えられており、同じ体積の炉心でも出力
分布が平坦な程出力が大きくとれ、一方、燃料倍
増時間(初期装荷燃料に匹敵する核分裂性物質を
増殖するのに要する時間)は、核分裂性物質の装
荷量、増殖率等が一定ならば、炉心の出力が大き
いほど核分裂性物質の増加速度が増すので、出力
に逆比例して短かくなる。したがつて出力分布を
平担化して出力が大きくとれることで、出力を増
加でき、これにより倍増時間を短縮しうることに
なる。 また、内部ブランケツトを設けたことで、増殖
率も高くなる。 次に、第3図の構成を有する高速増殖炉におい
て、第1表に示すような炉心規格を有するものに
ついて計算した結果について説明する。なお、計
算ベースとなる内部ブランケツト7の大きさは、
径方向の炉心中央部7aの厚さを30cm、外周部7
bを10cmとし、厚い部分の径は234cmであり、炉
心径331cmに対して面積比で1/2としてある。
また薄い部分の外径は炉心径と等しくとつた。計
算結果を、第2表、第4図〜第6図において、第
1図及び第2図に示したものと対比して示す。こ
れらの計算においては、燃料交換間隔は1年と
し、毎回燃料の3分の1ずつ交換するものとして
いる。 第2表からわかるように、燃焼による反応度の
低下は、実施例による前記例の場合には、内部ブ
ランケツト付2領域炉心よりわずかに大きいが、
従来型の2領域炉心より小さい。従つて、従来型
の2領域炉心と比べて制御棒の数を減らしたり、
あるいは燃焼期間を伸ばすこともできる。 また、増殖率は、本発明に基づく炉心が最も高
い。 第4図、第5図及び第6図は、それぞれ各ケー
スにおける燃焼初期(実線)と末期(破線)での
燃料集合体当りの出力の径方向分布を示したもの
である。出力の燃焼による変動幅は、本実施例に
よる炉心では従来型の2領域炉心よりわずかに大
きいが、内部ブランケツト付2領域炉心よりもは
るかに小さく、本実施例による炉心の出力変動幅
は、内部ブランケツト7を設けたにも拘らず問題
となるほどの大きさとはならないことがわかる。 内部ブランケツトを含む炉心同志をくらべても
第5図(第2図の炉心)の特性にくらべて、本実
施例(第3図の炉心)の第6図に示す特性の方が
燃焼初期(BOC)と未期(EOC)とにおける相
対出力変動巾がすくないのは、内部ブランケツト
の差による。即ち、高速増殖炉の炉心において
は、プルトニウムを富化した炉心領域(ドライバ
ー領域とも云う。)は燃焼が進むにしたがい相対
的に出力が下がり、逆にブランケツト領域でプル
トニウムが生成されて出力が上がる傾向がある。
本実施例では、炉心の外周方向まで従来になく内
部ブランケツト7が延びています。そして、その
外周方向の内部ブランケツトにも燃焼の進行にと
もなつてプルトニウムが生成蓄積されるため、こ
の領域の集合体の出力が燃焼の進行にともなつて
余り下がらず、BOCに比べてEOCになつても小
さくならない。原子炉の全出力はBOCとEOCと
で同じ(第4図〜第6図で径方向に積分した出力
はBOC,EOCで一定)であるから炉心外周側の
領域の出力の下がり方が小さければ、炉心内側中
央部の出力の上がり方は小さくて済み、変動巾が
小さくなる。 しかし、第2図の炉心では、炉心内側中央にの
み内部ブランケツトが有るので、本実施例ほどに
は変動巾を小くできない。 なお、第3図の例では、内部ブランケツトの厚
さを、炉心径方向に階段的に変えたものである
が、第7図の8に示すように、内部ブランケツト
厚さを連続的に変えて性能の向上を図ることも可
能である。 以上説明したように、本実施例は、外周側が小
巾をなす円盤状の内部ブランケツトを炉心の軸方
向の中心に設けたので、燃焼に伴う反応度低下の
軽減、単一富化度燃料の装荷のみによる出力分布
の平坦化、燃焼に伴う出力変動の極小化、及び燃
料倍増時間の大幅な短縮を図ることが可能となつ
た。 また、本実施例によれば、燃料の富化度が一種
類でよいから、富化度の異なる燃料を幾種類も製
造する必要がなくなり、燃料製造コストを下げる
ことができ、このことも本実施例の大きな利点で
ある。 本発明によれば、燃料の増殖率が増大でき、燃
料の有効利用が図れる。
The present invention relates to a fast breeder reactor, and particularly to the structure of its core. The core of a fast breeder reactor generally has a cylindrical shape or a similar shape, and is often surrounded by a blanket. Here, the fuel loaded into the reactor core is enriched uranium or uranium enriched with plutonium, and the blanket is a parent material that absorbs neutrons leaking from the reactor core and converts them into useful fissile material. Loaded with natural uranium or depleted uranium. The upper limit of the heat output that can be extracted from the core depends on the thermal limitations of the fuel rods at the highest temperature point, so it is necessary to flatten the power distribution of the core as much as possible in order to improve the power density of the core as a whole. be. Therefore, in the conventional core, as shown in FIG. 1, the core 1 is divided into an inner core 1a and an outer core 1b.
By dividing the core into two or by providing another core between the inner core 1a and the outer core 1b in the radial direction,
It is divided into two to three regions in the radial direction, and the outer region is loaded with fuel with higher enrichment (fissile material/fissile material + parent material). Note that 2 in FIG. 1 is a radial blanket, and 3 is an axial blanket. In the core configuration shown in Figure 1, the reduction in reactivity in the core due to combustion is relatively large compared to the reactivity that can be controlled by control rods, and the combustion period is suppressed, so core fuel is removed approximately every year. I try to exchange a fraction of each. In addition, if the initial surplus reactivity is increased to extend the combustion period, the reactivity that must be controlled by the control rods will increase, so it is necessary to insert control rods with large control value into the reactor core. This has led to the problem that the power distribution of the core is greatly distorted. Furthermore, as the reactor is made larger in order to increase its economic efficiency as a power generation plant, there is also the problem that the average energy of the neutron flux within the reactor core 1 decreases, resulting in a decrease in the multiplication rate. As a conventional type, as shown in Figure 2, 2
There is also one in which a disk-shaped internal blanket 5 is provided at the axial center of the inner core 1a of the regional core. In this type of core, the flattening of the radial power distribution is achieved by loading fuel with different enrichments in each region (as mentioned above, low enrichment fuel is loaded into the inner core 1a, and high enrichment fuel is loaded into the outer core 1a). What is done is the same as the example shown in Figure 1, and the role of the internal blanket 5 is as follows:
The main objective is to reduce the decrease in reactivity due to combustion. Therefore, as the combustion progresses, the output in the area of the internal blanket 5 increases, so as the combustion progresses, the output near the center of the core in the radial direction, including the internal blanket 5, increases relatively, while the output in the periphery decreases. As such, there is a problem of large fluctuations. Furthermore, there are other conventional examples in which internal blankets are provided to reduce the sodium void effect or to increase the growth rate. However, these systems aim to divide the reactor core by internal blankets, effectively creating an assembly of small cores. Therefore, the internal blanket is either annular and passes through the core in the axial direction, or it is layered with the same diameter as the core. In the former case, that is, one in which the internal blanket is annular, the output of the internal blanket area increases due to combustion, so it is necessary to flow a large amount of coolant in advance; , there are problems such as difficulty in flattening the output distribution. An object of the present invention is to provide a fast breeder reactor with a high breeding rate. A feature of the invention is that the inner blanket area is thicker at the center and thinner at the periphery of the inner blanket area. The details of the present invention will be explained below with reference to the drawings. Third
The figure shows an embodiment of a fast breeder reactor according to the present invention. In this embodiment, a disk-like structure is provided near the axial center of the reactor core 6, with the outer circumferential portion 7b being stepped and thinner than the central portion 7a. An inner blanket 7 is provided. The fuel constituting the reactor core 6 is a single enrichment fuel, and the internal blanket 7 is mainly made of natural uranium or depleted uranium. In order to reduce the decrease in reactivity due to combustion, it is possible to raise the core to a certain level to reduce the leakage of neutrons to the outside of the core, or to increase the fuel volume ratio and density within the core so that neutrons are absorbed by substances other than fuel. There is also a method of lowering the critical enrichment of the fuel and increasing the internal conversion rate (amount of fissile material produced/amount of fissile material annihilated in the reactor core) by lowering the proportion of neutrons, but in this example, As shown in the figure, an internal blanket 7, that is, a region made of a parent material such as depleted uranium or natural uranium, is provided in the axial center of the core, which greatly affects the reactivity of the entire core. Plutonium accumulated in this region, that is, the inner blanket region, by neutron absorption by the parent material along with combustion makes a large contribution to the reactivity, and suppresses the reduction in reactivity due to combustion. for that purpose,
As described below, the thickness of the inner blanket 7 is 10
It is best to set it to around 50cm. Next, by providing this internal blanket 7, the output distribution is flattened. The axial power distribution within the core can be flattened by placing a layer of internal blanket 7 with low power density and low reactivity value near the axial center of the core, as shown. In this case, the thicker the layer, the greater the effect, but if the internal blanket, which has a low power density, is made too large, it will be necessary to significantly increase the volume of the entire core including the blanket in order to obtain the same thermal output. Become. From this point of view, the thickness of the internal blanket 7 should be 10 to 50 cm for a core height of 120 cm.
cm is considered appropriate. On the other hand, in order to flatten the radial power distribution,
As shown in the figure, the internal blanket thickness is thicker at the core center where the fast neutron flux is large and the reaction rate is high, and conversely it is thinner at the periphery of the core. In addition, if the internal blanket is provided only near the center of the core, the output in the area outside the core tends to decrease relatively significantly due to combustion, but if the internal blanket 7 is located at the center as shown in the figure, By providing it not only in the vicinity but also throughout the entire radial direction of the core, it is possible to prevent a large drop in the output in the outer core region due to combustion. This is because when the thickness of the internal blanket 7 increases to a certain extent, the amount of plutonium generated and accumulated per unit volume becomes saturated.In other words, the thickness of the internal blanket 7 is not proportional to the increase in output in that part. Depends on nature. In this way, by providing the internal blanket 7, the configuration as shown in FIGS. 1 and 2,
That is, there is no need to divide the core into several regions in the radial direction and load fuel with higher enrichment in the outer regions, which simplifies fuel production. Generally, the allowable maximum output of a fast breeder reactor is controlled by the maximum power density (strictly speaking, the maximum linear output of the fuel pin), and even with the same volume of the core, the flatter the power distribution, the higher the output. On the other hand, the fuel doubling time (the time required to breed fissile material equivalent to the initially loaded fuel) is determined by As the rate of increase increases, the length becomes shorter in inverse proportion to the output. Therefore, by flattening the output distribution and increasing the output, the output can be increased, thereby shortening the doubling time. Also, by providing an internal blanket, the proliferation rate is also increased. Next, the results of calculations for a fast breeder reactor having the configuration shown in FIG. 3 having the core specifications shown in Table 1 will be explained. The size of the internal blanket 7, which is the basis for calculation, is
The thickness of the central part 7a of the core in the radial direction is 30 cm, and the thickness of the outer peripheral part 7 is 30 cm.
b is 10 cm, the diameter of the thick part is 234 cm, and the area ratio is 1/2 of the core diameter of 331 cm.
In addition, the outer diameter of the thin part was set equal to the core diameter. The calculation results are shown in Table 2 and FIGS. 4 to 6 in comparison with those shown in FIGS. 1 and 2. In these calculations, the fuel replacement interval is assumed to be one year, and it is assumed that one-third of the fuel is replaced each time. As can be seen from Table 2, the reduction in reactivity due to combustion is slightly larger in the case of the above example according to the embodiment than in the two-zone core with internal blanket, but
It is smaller than a conventional two-zone core. Therefore, compared to a conventional two-zone core, the number of control rods can be reduced,
Alternatively, the combustion period can be extended. Also, the core based on the present invention has the highest breeding rate. 4, 5, and 6 show the radial distribution of the output per fuel assembly at the initial stage (solid line) and the final stage (broken line) of combustion in each case, respectively. The range of power fluctuation due to combustion in the core according to this example is slightly larger than that of the conventional two-zone core, but it is much smaller than that of the two-zone core with an internal blanket. It can be seen that even though the blanket 7 is provided, the size is not large enough to cause a problem. Even when comparing cores including internal blankets, the characteristics shown in Figure 6 of this example (core of Figure 3) are better than those of Figure 5 (core of Figure 2) at the early stage of combustion (BOC). ) and the end-of-life (EOC) range are small because of the difference in the internal blanket. In other words, in the core of a fast breeder reactor, as combustion progresses in the plutonium-enriched core region (also called the driver region), the output decreases relatively, and conversely, plutonium is produced in the blanket region, increasing the output. Tend.
In this embodiment, the internal blanket 7 extends to the outer periphery of the core, unlike in the past. As the combustion progresses, plutonium is also generated and accumulated in the inner blanket in the outer circumferential direction, so the output of the aggregate in this area does not decrease much as the combustion progresses, making it more effective for EOC than for BOC. It doesn't get smaller even when it gets old. The total power of the reactor is the same in BOC and EOC (the power integrated in the radial direction in Figures 4 to 6 is constant in BOC and EOC), so if the decrease in power in the area on the outer periphery of the core is small, then , the increase in output at the center inside the core will be small, and the range of fluctuation will be small. However, in the core of FIG. 2, there is an internal blanket only at the center inside the core, so the range of fluctuation cannot be made as small as in this embodiment. In the example shown in Figure 3, the thickness of the internal blanket is changed stepwise in the radial direction of the core, but as shown at 8 in Figure 7, the thickness of the internal blanket is changed continuously. It is also possible to improve performance. As explained above, in this example, a disk-shaped internal blanket with a narrow outer circumferential side is provided at the axial center of the reactor core, which reduces the reduction in reactivity due to combustion and reduces the amount of fuel with a single enrichment. It has become possible to flatten the power distribution through loading alone, minimize power fluctuations due to combustion, and significantly shorten the fuel doubling time. In addition, according to this embodiment, since only one type of fuel is required for the enrichment level, there is no need to manufacture many types of fuels with different enrichment levels, and the fuel manufacturing cost can be reduced. This is a major advantage of the embodiment. According to the present invention, the multiplication rate of fuel can be increased and the fuel can be used effectively.

【表】【table】

【表】【table】

【表】【table】 【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第1図は従来型の2領域炉心を有する高速増殖
炉の側断面図、第2図は従来型の内部ブランケツ
ト付2領域炉心を有する高速増殖炉の側断面図、
第3図は本発明による高速増殖炉の一実施例を示
す側断面図、第4図,第5図及び第6図はそれぞ
れ第1図、第2図、第3図の炉における集合体当
りの出力の径方向分布図、第7図は本発明による
高速増殖炉の他の実施例を示す側断面図である。 2…径方向ブランケツト、3…軸方向ブランケ
ツト、6…炉心、7,8…内部ブランケツト。
FIG. 1 is a side sectional view of a conventional fast breeder reactor with a two-zone core; FIG. 2 is a side sectional view of a conventional fast breeder reactor with a two-zone core with internal blankets;
FIG. 3 is a side sectional view showing an embodiment of the fast breeder reactor according to the present invention, and FIGS. The radial power distribution diagram, FIG. 7, is a side sectional view showing another embodiment of the fast breeder reactor according to the present invention. 2... Radial blanket, 3... Axial blanket, 6... Core, 7, 8... Internal blanket.

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 1 核分裂性物質を有する炉心領域と、前記炉心
領域の外側を取囲んで燃料親物質を有する外部ブ
ランケツト領域と、前記炉心領域内に配置されて
燃料親物質を有する内部ブランケツト領域とから
なる炉心を内蔵する高速増殖炉において、前記内
部ブランケツト領域の軸方向の厚みを、前記内部
ブランケツト領域の中央部分で厚くするとともに
前記内部ブランケツト領域の周辺部分で薄くした
ことを特徴とする高速増殖炉。
1. A reactor core consisting of a core region having fissile material, an outer blanket region surrounding the outside of the core region and having a fuel parent material, and an inner blanket region disposed within the core region and having a fuel parent material. A fast breeder reactor with a built-in fast breeder reactor, characterized in that the thickness in the axial direction of the internal blanket area is thicker at the center of the internal blanket area and thinner at the peripheral area of the internal blanket area.
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JPS55160897A (en) 1980-12-15

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