JPS6250795B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は一般に原子炉に関し、そしてより特定
的には改良された核燃料を含む液体冷却式の原子
炉に関する。

ゼネラルアトミツク社（General Atomic
Company）によつて開発され、そして現在市場
で販売されているトリガ形（TRIGA）研究用原
子炉は反応度の即発性の負の温度係数（ａ
prompt negative temperatwe coefficient of
reactivity）が大きいウラン−水素化ジルコニウ
ム燃料を使用する原理的に安全な原子炉であつ
て、これは主として燃料自体に特徴を有する。こ
の原子炉は米国特許第3127325号明細書に詳しく
記載されており、その記載を参考のため本明細書
中に加えた。炉心が原理的に安全である結果、得
られた出力パルスが炉心を損傷させずに１個また
は複数個の制御棒を炉心から即座に取り除くこと
ができる。事実、トリガ形原子炉の通常の運転方
法の一つはパルス方法といわれ、その方法では実
験の目的に高エネルギーの放射パルスを生成させ
るために上記のような高速の放出が行われる。

水素化ジルコニウムの形の固体減速材の多量部
分と該燃料とが親密に混合しているために、原子
炉の温度係数は迅速である。かくして、減速材に
関する温度係数効果が生ずる前の熱移動の遅延を
伴わずに燃料と固体減速材の温度が同時に上昇す
る。トリガ形原子炉の即発性の負の温度係数は次
の３つの要因、すなわち(1)熱中性子のスペクトル
硬化の効果、(2)共鳴のドプラーブロードニングお
よび(3)炉心からの中性子の漏洩、の結果であると
考えられる。今日世界中で操業している標準のト
リガ形原子炉においては熱スペクトル硬化の効果
は即発性の負の温度係数全体の最も大きな分け前
に寄与している。広範囲に亘る熱スペクトル硬化
は水素化ジルコニウムの独特の中性子減速特性に
よつてひき起こされる。中性子はスペクトル硬化
からエネルギーを得るのでそれが燃料に捕獲され
る前に燃料要素から脱出する確率はかなり増大す
る。その結果炉心のユニツトセル中の全吸収量に
対する燃料中の中性子吸収量の比は温度が上昇す
るにしたがつて減少し、そしてこの現象を「セル
効果（cell effect）」という。

これらの原子炉において使用される標準のトリ
ガ形燃料要素は約8.5重量％の低濃縮ウランと約
91.5重量％の水素化ジルコニウムとの均質な混合
物を含み、そのうちのウランは約20％のＵ−235
と約80％のＵ−238を含んでいる。これらの標準
のトリガ形燃料要素を使用するこのような原子炉
では即発性の負の温度係数のうちの50％以上は熱
スペクトル硬化の現象に起因するのに対し、その
残りの量は他の２つの因子にほぼ等しく由来して
いる。

燃料の長い燃焼寿命が経済的に望ましいと思わ
れる適用に対してはトリガ−フリツプ（Fuel
Lifetime、Improvement、Program）と称する燃
料が開発された。この燃料は標準のトリガ形原子
炉だけでなく他の同様なプール型の研究用原子炉
において使用できるように設計されており、これ
は70％の濃縮ウラン（すなわち原子の70％がＵ−
235）を使用する。このFLIP燃料は約8.5重量％
のウラン、約1.6重量％のエルビウムおよび残余
が水素化ジルコニウムの均質な混合物である。こ
のエルビウムはその低エネルギー共鳴と水素化ジ
ルコニウムのスペクトル硬化との相互作用の結
果、即発性の負の温度係数の強力な貢献者であ
る。それはまた高度に濃縮されたウランによつて
提供された過剰の反応度を補償する可燃性毒物と
して役立ち、そしてかくして炉心全体の装入量の
寿命を通じて燃料の反応度のバランスを比較的平
たんに維持する。

このトリガ−フリツプ形燃料要素もまた標準の
トリガ形燃料要素と同様に原理的な安全特性を示
す。フリツプ形燃料炉心においてより大きなパー
セント、すなわち85％を越える量の即発性の負の
温度係数が熱スペクトル硬化によつて与えられ
る。ドプラー効果による温度係数への寄与は若干
減少し、そして熱中性子の漏洩の増大に由来する
寄与は約75％だけ減少する。これらの減少は熱ス
ペクトル硬化に由来する増大によつて相殺されて
余りあるので、フリツプ形燃料炉心の総合的な即
発性の負の温度係数は標準のトリガ形燃料炉心で
運転している原子炉のそれと等しいかまたは若干
大きい。

アメリカ合衆国政府は原子炉の燃料の中に含ま
せてよい濃縮度に限界を定める非増殖形の政策を
現在急いでいる。これらの政策によると、70％濃
縮した燃料の供給を続けなくてもよい。したがつ
て、低濃縮ウランを使用するとともに所望の即発
性の負の温度係数を示すトリガ形のようなプール
型の原子炉に対して改良された寿命の長い炉心を
提供することが本発明の目的である。更に、高度
に濃縮したウランを混入しないで寿命の長い燃料
炉心を提供するために、現在のトリガ形原子炉の
ような原子炉において使用することができる燃料
要素を提供することも本発明の目的である。

本発明によれば、(1)原子炉容器、(2)冷却材とし
てもまた減速材としても役立つ該容器中の多量の
水、(3)各燃料要素を囲む液体流通通路を提供する
ため該容器内に一定の間隔を保たせてある液体が
漏らない複数個の燃料要素を含む該容器内の水の
中の炉心アセンブリ、(4)燃料要素の表面と熱交換
関係にある通路に水を流動させる手段、(5)水素化
ジルコニウム、ウランおよびエルビウムの均質な
固体混合物を含む各燃料要素、を含む反応度の即
発性の負の温度係数が大きい原子炉において、(a)
ウランが混合物の20〜50重量％を構成し、水素化
ジルコニウムが混合物の79〜50重量％を構成し、
そしてエルビウムが混合物の0.5〜1.5重量％を構
成し、そして(b)該混合物中のウランはその20％以
下がＵ−235であつて、その残余が実質的にＵ−
238であり、水素原子対ジルコニウム原子の比は
1.5：１乃至1.7：１であり、そしてエルビウムが
ウラン−水素化ジルコニウム混合物の至るところ
で均等に分配されていることを特徴とする、上記
原子炉が提供される。

更に、本発明によれば、(a)ウランが混合物の20
〜50重量％を構成し、水素化ジルコニウムが混合
物の79〜50重量％を構成し、そしてエルビウムが
混合物の0.5〜1.5重量％を構成し、そして(b)該混
合物中のウランはその20％以下がＵ−235であつ
て、その残余が実質的にＵ−238であり、水素原
子対ジルコニウム原子の比が1.5：１乃至1.7：１
であり、そしてエルビウムがウラン−水素化ジル
コニウム混合物の至るところで均等して分配され
ていることを特徴とする、水素化ジルコニウム、
ウランおよびエルビウムの均質な固体混合物を含
む原子炉のための燃料要素が提供される。

これを適用する目的のため、低濃縮ウランは約
20％以下の濃縮度を有するウランと定義される。
本発明の原子炉が標準のトリガ形燃料を備えた原
子炉の反応度の即発性の負の温度係数に比べて優
れるとも劣らないそれを予想外に有することが見
出された。(1)ウラン−235の量が大巾に増大する
とセル効果、すなわち燃料−減速材物質から周囲
の冷却材に熱中性子が漏洩するのを急激に減少さ
せ、(2)ウランの量が増大すると燃料要素中の水素
化ジルコニウム全体の量、したがつて水素量がか
なり減少し、その減速効果は大きな即発性の負の
温度係数をつくり出す機構の主要な因子の一つで
あり、そして(3)燃料混合物中の水素量の低下が更
に炉心アセンブリの総合的な反応度を低下させ、
したがつて即発性の負の温度係数に寄与し、それ
によつて上記(1)および(2)項によつて招いた損失の
幾分かを補い、かつ過剰の反応度を相殺するため
に添加できるエルビウムの量を実質的に減らすの
で、上記の型の炉心が標準のトリガ形燃料を含む
原子炉と比較してかなり低い即発性の負の温度係
数を有することが過去の経験によつて示された。

本発明を更に添附図面を参照しながら実施例に
よつて説明する。図面において、第１図は第２図
の線１−１に大体沿つて切断したトリガ形原子炉
の炉心の縦断面図であり、第２図は第１図のほぼ
線２−２に沿つて切断した水平断面図であり、そ
して第３図は第１図に示した燃料要素のうち１個
の配列図である。

第１図に示されたものは自然対流式の炉心冷却
によつて約2MWまでの定常状態出力水準で運転
させるように設計されたトリガ形原子炉１１であ
る。強制的な流動冷却により実質的に高い定常状
態の出力水準を達成することができる。

原子炉１１は環状の黒鉛製反射体１５で囲まれ
ている炉心アセンブリ１３を含んでいる。炉心ア
センブリ１３は液体の冷却材−減速材、すなわち
通常水のプール２１を収容している垂直に伸びて
いる原子炉容器１９の底部部分に置かれる。原子
炉容器１９は円筒形でよい。

炉心アセンブリ１３は第２図において最も都合
よく示されているように、予めきめられた空間的
配列に置かれた複数個の垂直に伸びた燃料要素２
３からつくられている。各燃料要素２３は第３図
に画かれたようにステンレス鋼またはインコロイ
のような材料でできた流体を漏らさない管状シエ
ル２５を含んでいる。各シエル２５の底部はステ
ンレス鋼のボトムエンド取付具２７で閉ざされて
おり、その頂部は同様にステンレス鋼のトツプエ
ンド取付具２９で閉じている。図示した原子炉の
ための典型的な燃料要素２３は約36.3mmの直径を
有する長さ約38cmの中央の燃料本体３１を含む厚
さ約0.5mmのステンレス鋼のシエル２５を使用し
ている。１本の棒として図解しているけれども、
燃料本体３１は複数個の短いコンパクトからつく
られていてよい。燃料本体３１は長さ約8.64cmの
短い黒鉛棒の形の上部および下部の黒鉛製内部反
射体３３によつて守られている。

第２図に示したように燃料要素２３は複数個の
均等に間隔をあけた同心円である空間的な配列で
垂直に伸びているが、別の空間的配列を使用する
こともできる。燃料要素２３は上方および下方の
格子部材３５，３７によつて炉心の中で互いに所
望の間隔をおいた関係に維持されている。下方の
格子部材３７はアルミニウムのような適当な材料
でつくられ、そして下方の炉心アセンブリ支持体
３８により容器区分１７の底部の若干上に間隔を
空けて支持される。これはボトムエンド取付具２
７のたれ下つたピン部分を受ける開口４１のパタ
ーンを含んでいる。上方の格子部材３５は反射体
１５の頂部に適当に締められていて、好ましくは
冷却材の流れを容易にするためにスペーサー４３
で反射体の若干上に置かれている。

上方の格子部材３５の開口４７の直径は燃料要
素２３の外径とほぼ等しいので燃料要素をそこで
滑らせながら降ろすことができる。各トツプエン
ド取付具２９の上方端部は燃料要素取扱装置によ
つて連動するように設計されているノブ４９によ
つて形成されている。炉心から上方に向つて流れ
る冷却材−減速材のための通路を提供するために
上方の格子プレート３５の近辺のトツプエンド取
付具２９に流通領域が設けられている。

冷却材は炉心の反射体部分の外側のプールの中
で下向きに流れ、次いで自然対流を経て支持体ア
センブリ３８を通つて内部に流入する。

ボトムエンド取付具２７のたれ下つたピン部分
を受ける下方の格子プレート３７にある開口４１
に加えて、冷却材−減速材を下方の格子プレート
を通して上向に流し、そして隣りの燃料要素２３
との間の領域の中に上向に流す付加的な開口５３
が存在する。冷却材−減速材は燃料要素２３との
熱交換によつて炉心アセンブリ１３の中で加熱さ
れ、そして軽い液体は炉心アセンブリの上の容器
１９の主要部分のプール２１の中にす早く上昇す
る。

炉心１３の内部で核反応を制御するために複数
個の制御棒６１を供給する（３本を図示）。制御
棒６１はさもないと燃料要素２３によつて占めら
れる空間的配列の場所をとる炉心の中の３本の管
６３の内部で滑りながら上下に移動できる。制御
棒６１は図示されてなく、かつ本発明の一部を構
成していない容器１９の頂部に支持された機構に
よつて垂直方向に移動できる（点線で画かれてい
る）。

この一般の型の原子炉において反応度の即発性
の負の温度係数が約10×10^-5／℃よりも大きくな
るように寿命の長い低濃縮燃料要素２３を構成す
ることができる。各燃料要素２３の燃料本体３１
はウラン、水素化ジルコニウムおよびエルビウム
の均質な混合物からできている。この水素化ジル
コニウムは当該技術において公知の方法によつて
製造される。水素対ジルコニウムの比は約1.5：
１乃至約1.7：１であり、そして好ましくは約
1.6：１である。

前記したように、使用されるウランは低濃縮ウ
ラン、すなわち濃縮度は約20％以下であり、そし
て燃料本体３１の中のウランの重量％は20重量％
乃至約50重量％に変動できる。使用されるエルビ
ウムの量は炉心アセンブリ中に存在する過剰の反
応度の量、したがつて使用される低濃縮ウランの
重量％によつて左右される。例えば20重量％の低
濃縮ウランを使用した場合、約0.5重量％のエル
ビウムが使用される。例えば30重量％の低濃縮ウ
ランを使用した場合、約0.9重量％のエルビウム
が使用される。ウラン、水素化ジルコニウムおよ
びエルビウムの均質な混合物は反応度の即発性の
負の温度係数を得るために臨界的である。

このような原子炉系の一例は直径約1.82mの容
器１９によつて保持されている軽水のプールの底
部の附近に位置している前記の一般的な型の100
本の燃料要素でつくられている炉心アセンブリ１
３を含んでいる。燃料要素２３は約30.4cmの厚さ
を有する緻密な黒鉛れんがでできている黒鉛反射
体１５によつて囲まれている約51cmの直径を有す
る配列の中に均等に配置されている。環状の反射
体１５は炉心アセンブリ１３の至るところで同じ
厚さの黒鉛を備えている。これらの寸法は約
2MWの出力を有する標準のトリガ形原子炉の寸
法である。この構造の原子炉では20重量％の低濃
縮ウランを使用する燃料要素でつくられた炉心の
即発性の負の温度係数は約10.5×10^-5／℃であ
り、これは標準のトリガ形燃料のそれよりも大き
い。一般に、燃料要素のアセンブリによつて占め
られた反射体の内側の領域が定格出力1000kW当
り約56.2立方デシメートル以下である図解された
ような炉心−反射体の配置においては、反応度の
即発性の負の温度係数は運転温度の範囲内で平均
約８〜11×10^-5／℃になる。

かくして、燃料要素（これ自体は高重量％、す
なわち20〜50重量％のウランを含む）中の大部分
（約80重量％）をＵ−238で構成させることによ
り、しかも均質な燃料−減速材混合物の一部とし
て熱共鳴毒物、すなわちエルビウムを添加するこ
とによつて、このような炉心の総合的な反応度の
即発性の負の温度係数が約8.5重量％の低濃縮ウ
ランを含む標準のトリガ形燃料を使用する炉心ア
センブリのそれよりも大きいかまたは少なくとも
ほぼ同じ大きさであることが予想外にも見出され
た。事実、20重量％の低濃縮ウランを有する燃料
要素を含む炉心アセンブリ１３の即発性の負の温
度係数は8.5重量％のウランを含む（標準のトリ
ガ形燃料の）炉心のそれよりも大きい。同様に30
重量％の低濃縮ウランを含む炉心アセンブリ１３
の温度係数は標準のトリガ形炉心のそれよりも僅
かに小さいだけである。

Ｕ−235の含有量を増大させ、かつ水素の量を
減少させることによつて生ずる、標準のトリガ形
燃料炉心と比較した即発性の負の温度係数の損失
はエルビウムの使用とその存在がドプラーブロー
ドニング効果を増大させるＵ−238の量の増加と
を組合せることによつて、予想外にも完全に補つ
て余りあるかまたはほぼ完全に補えることが伴明
した。驚くべきことに、これはトリガ−フリツプ
形燃料に存在するエルビウムの量よりも少ないエ
ルビウム量によつて成就される。その結果、低濃
縮ウラン、プラスZrH₁.₆、プラス少量の、通常は
１重量％よりも少ないエルビウムの正確な組合せ
によつて、驚くべきことに長い寿命、例えば少な
くとも約1200MW日だけでなく原理的な安全性を
与える反応度の即発性の負の温度係数も有する標
準のトリガ形原子炉の代りに炉心を提供する。

或好ましい具体例について本発明を説明してき
たけれども、特許請求の範囲に定義した本発明の
範囲から逸脱しないで種々の改変と変化をとり得
ることを当然理解すべきである。例えば、燃料要
素は管状の代りに板状になることもできる。更に
45W／Ｏのウランを含む上記のものよりも小さな
直径、例えば12.7mmの直径の燃料要素を使用した
場合、炉心は約５×5^-5／℃の即発性の負の温度
係数を持つにすぎないが、これは或情況下では許
容される。

【図面の簡単な説明】

第１図は第２図の線１−１に大体沿つて切断し
た、本発明において使用されるトリガ形原子炉の
炉心の縦断面図であり、第２図は第１図の線２−
２に大体沿つて切断した水平断面図であり、そし
て第３図は第１図に示した燃料要素のなかの１個
の配置図である。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ (1)原子炉容器、(2)冷却材としてもまた減速材
   としても役立つ該容器中の多量の水、(3)各燃料要
   素を囲む液体流通通路を提供するため該容器内に
   一定の間隔を保たせてある流体が漏らない複数個
   の燃料要素を含む該容器内の水の中の炉心アセン
   ブリ、(4)燃料要素の表面と熱交換関係にある通路
   に水を流動させる手段、(5)水素化ジルコニウム、
   ウランおよびエルビウムの均質な固体混合物を含
   む各燃料要素、を含む反応度の即発性の負の温度
   係数が大きい原子炉において、(a)ウランが混合物
   の20〜50重量％を構成し、水素化ジルコニウムが
   混合物の79〜50重量％を構成し、そしてエルビウ
   ムが混合物の0.5〜1.5重量％を構成し、そして(b)
   該混合物中のウランはその20％以下がＵ−235で
   あつて、その残余が実質的にＵ−238であり、水
   素原子対ジルコニウム原子の比は1.5：１乃至
   1.7：１であり、そしてエルビウムがウラン−水
   素化ジルコニウム混合物の至るところで均等に分
   配されていることを特徴とする、上記原子炉。 ２ 炉心アセンブリによつて占められている反射
   体の内側の容器の領域が定格出力1000kW当り
   56.2立方デシメートル以下であることを特徴とす
   る、垂直に伸びた容器と炉心アセンブリを囲む反
   射体とを含む、特許請求の範囲１記載の原子炉。 ３ 反応度の即発性の負の温度係数が運転温度範
   囲の間で平均して少なくとも５×10^-5／℃である
   ことを特徴とする、特許請求の範囲１記載の原子
   炉。 ４ 炉心が少なくとも1200MW日の燃焼寿命を有
   することを特徴とする、特許請求の範囲１記載の
   原子炉。 ５ (a)ウランが混合物の20〜50重量％を構成し、
   水素化ジルコニウムが混合物の79〜50重量％を構
   成し、そしてエルビウムが混合物の0.5〜1.5重量
   ％を構成し、そして(b)該混合物中のウランはその
   20％以下がＵ−235であつて、その残余が実質的
   にＵ−238であり、水素原子対ジルコニウム原子
   の比は1.5：１乃至1.7：１であり、そしてエルビ
   ウムがウラン−水素化ジルコニウム混合物の至る
   ところで均等に分配されていることを特徴とす
   る、水素化ジルコニウム、ウランおよびエルビウ
   ムの均質な固体混合物を含む原子炉のための燃料
   要素。