JP2017504034A

JP2017504034A - 鉛冷却形式の高速原子炉の活性域

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Publication number: JP2017504034A
Application number: JP2016548234A
Authority: JP
Inventors: レオノフ、ビクトル・ニコラエビッチ; ロパトキン、アレクサンドル・ビクトロビッチ; ロディナ、エレナ・アレクサンドロフナ; チェルノブロフキン、ユリー・バシリエビッチ
Original assignee: State Atomic Energy Corp Rosatom
Current assignee: State Atomic Energy Corp Rosatom
Priority date: 2014-01-31
Filing date: 2014-11-27
Publication date: 2017-02-02
Anticipated expiration: 2034-11-27
Also published as: CA2937670A1; WO2015115931A8; JP6695804B2; KR20160142277A; US9685244B2; EP3101657A1; EP3101657B1; CA2937670C; RU2549829C1; CN106133843A; WO2015115931A1; CN106133843B; EP3101657A4; KR101823439B1; US20160351278A1

Abstract

原子炉の活性域と、燃料要素と、燃料域を形成するための燃料集合体とは、窒化物燃料及び液体金属冷却材とを備えた高速原子炉で使用されることを意図されている。燃料集合体は、活性域の中心部と中間部と周辺部とを形成している。前記活性域の燃料の容積質量分率は、最低０．３０５であり、前記中心部の直径は、活性域の有効直径の０．４乃至０．５の範囲にあり、前記中心部の燃料集合体の燃料柱の高さは、前記周辺部の燃料集合体に配設されている燃料要素の中の燃料柱の高さの０．５乃至０．８の範囲内にあり、そして、活性域の有効直径の０．５乃至０．８５の範囲の直径を有するように配設された段形状の中間部を形成している燃料集合体の燃料要素の中の燃料柱の高さは、周辺部に配設されている燃料要素の中の燃料柱の高さの０．５５乃至０．９の範囲に選ばれている。【選択図】図２

Description

本願発明は、核利用の技術に関し、特に、溶融された鉛及びその合金の形態での液体金属冷却材を有する高速原子炉での使用のためである。

核エネルギーの長期の発展は、閉じた核燃料サイクルのもとでの燃料の有効で安全な使用と環境に対して安全にすることとの究極の問題を解決することができる高速原子力発電炉の構築と係わり合っている。継続している努力は、ウラン・プルトニウム窒化物燃料を備えている新世代の鉛冷却形式の高速原子炉の発展を伴っている。このような核原子炉の安全性の提供と本質的なデザインのコンセプトとの問題は、活性域のディメンション及び形態と同様に、燃料、冷却材、及び他の物質の核的及び物理的性質に主として支配される種々の係数及び反応効果のリサーチの結果に頗る基づいている。

関連した技術では、六角形の燃料集合体を備えた活性域を有する原子炉ＢＮ−８００が、存在している。これら燃料集合体の中心部は、ウラン・プルトニウム燃料を含んでおり、又、端部領域は、上側及び下側増殖ブランケットを収容している（Yu.E. Bagdasarov, L.A. Kochetkov et al. The BN-800 reactor - a new step in fast reactor development. LAEA-SM, No 284/41, vol.2, p209-216, 1895）。燃料集合体の容器内には、棒形状の燃料要素（燃料要素）があり、又、上下方向の燃料要素間のスペース内に、冷却材、即ち、溶融ナトリウムが循環している。このようなＢＮ−８００原子炉の核の安全性に関する欠点は、高いナトリウムボイド反応効果（void reactive effect）である。この効果は、ナトリウムの沸騰、又は、活性域をカバーできないことを生じさせる緊急時の原子炉の核的安全性に対する妥協である。

ナトリウムボイド反応効果を最小値にまで減少するように、又、原子炉の緊急停止を除外した一瞬のプロセスの安全性を確保し得るように構成させた中央キャビティを有する大型の高速原子炉の活性域が知られている（Ｒｕ２１２６５５８）。この発明に係わる活性域は、周方向に装着され、大きい中心キャビティを規定している燃料集合体と、制御棒のシステムと、原子炉を緊急に停止させるためにキャビティ内に入り得る装置及び材料とを、有している。この発明は、ナトリウムロス又は沸騰の状態のもとで、活性域の中心部の大きいキャビティを介してのナトリウムの逃げ（escape）を多くすることにより、ボイド反応効果を減じることが可能である。しかし、このような活性域の使用は、原子炉が大きくなり、経済的な運転のロスとなる。

変更されたウラン・プルトニウム燃料を備えている高速ナトリウム原子炉が知られている（Ｒｕ２０２９３９７）。この原子炉の活性域は、ＢＮ−６００原子炉と同様に、中心の領域にウラン・プルトニウム燃料を備え、端部領域に上側及び下側増殖ブランケットを収容している六角形の燃料集合体を有している。各燃料集合体の中心部は、燃料集合体の有効直径の０．３乃至０．８の直径を有し、活性域と増殖ブランケットとの全長に沿って延びた、貫通したキャビティを備えている。燃料要素の残りは、燃料集合体の容器内と、冷却材が上下に向かって循環している燃料要素間のスペース内に、即ち、溶融ナトリウム内に配置されている。緊急時には、このような燃料集合体は、原子炉の活性域から端部リフレクターへの中性子の逃げを促進させて、ボイド反応効果を減じさせている。反応の低下と、燃料集合体内の貫通したキャビティを介する中性子の逃げとは、燃料集合体の中心部から所定の数の燃料要素を取り出すことによってのみ果たされる。このような解決によると、原子炉のパワーが低くなるか、中性子の燃料富裕化か、活性域のディメンションを増すかしなければ、ならない。

ウラン・プルトニウム窒化物燃料がこれの半径に沿った帯状の分布により特徴付けられた活性域を有する鉛冷却形式の高速原子炉が知られている（Ｒｕ２１７３４８４）。核燃料は、燃料要素のシェル内に収容されており、又、燃料とシェルとの間のギャップには、高熱伝導性材料、例えば、鉛が、充填されている。燃料要素は、鉛で冷却される燃料集合体として配列されている。ウランとプルトニウムとの質量比は、５．７乃至７．３の範囲であり、活性域全体に渡って均一である。活性域内の燃料は、径方向の領域とされ、活性域は、少なくとも２つのサブ領域を、即ち、中心領域と周辺領域とを有している。周辺サブ領域は、中心サブ領域よりも多くの燃料と少ない冷却材とを有している。サブ領域間の核燃料と冷却材との分布は、燃料要素間のピッチを変えることにより、及び／又は、中心及び周辺部分に異なる直径の燃料要素を使用することにより、形成される。燃料要素の上部は、燃料柱の高さの最低０．８の高さを有するガス充填のキャビティを備えている。

この発明は、活性域の中心及び周辺部で均一な燃焼度、及び、プルトニウム増幅率を得ることと、半径に沿った燃料要素と冷却材との間の温度差を少なくすることと、緊急の場合、例えば、冷却材のロスの場合での原子炉の核的安定性を高めることとが、可能である。この発明で詳細に記載された、原子炉、活性域、燃料集合体、及び、燃料要素は、更なる技術的解決を、特に、適したレベルへの原子炉の反応限界の低下と、燃料から燃料要素のシェルへの熱伝達の改善と、燃料要素のシェルに対する燃料の熱動力の相互作用の低下と、燃料要素内の圧力の減少とを考慮している。特許Ｒｕ２１７３４８４に記載されている発明に係わる活性域の半径に沿ったウラン・プルトニウム窒化物燃料と冷却材との帯状の分布は、中心又は周辺の燃料集合体に異なる直径の要素を使用すること、及び／又は、これの異なる充填密度を使用すること、により与えられている。かくして、特に、周辺のサブ領域の燃料集合体の燃料要素の直径と、中心のサブ領域の燃料集合体の燃料要素の直径との間の比は、１．１２に等しく、又、中心のサブ領域の燃料集合体の燃料要素間のと、周辺のサブ領域の燃料集合体の燃料要素間とのピッチ比は、１．１８に等しい。このようにして、この発明の実用的な適用は、異なるディメンションの核燃料の製造の必要と、異なるディメンションの燃料要素の及び燃料集合体の使用とにより、核燃料の製造コトスが高くなる。

本願発明に課せられた問題は、負の又はほとんどゼロのボイド反応効果と、活性域の半径方向全体に渡っての有効なパワーの平均化とにより特徴付けられた鉛冷却形式の高速原子炉の活性域を提供することである。

上記目的は、質量分率（ε_m）が０．３０５以上である均一なウラン・プルトニウム窒化物燃料を具備し、燃料が、筒状の燃料要素の形状が同じシェルに収容され、複数の燃料要素が燃料集合体として配設され、前記燃料集合体は、活性域の中心部と中間部と周辺部とを形成し、又、活性域の中心部と中間部と周辺部との燃料集合体の燃料要素は、異なる高さの燃料柱を有し、そして、活性域の容積を横切る燃料の半径方向の分布は、これの縦断面で、階段形状を有している、鉛冷却形式のハイパワー高速原子炉を提供することにより解決される。本願発明で規定されている「質量分率（ε_m）のウラン・プルトニウム窒化物燃料の」は、原子炉の活性域での体積比と、使用される燃料の密度（ρ_N）とこれの理論密度（ρ_T）との間の比との積を、即ち、ε_m＝ε_ν・ρ_N/ρ_Tを意味している。

本願発明の特別の実施の形態に係われば、活性域の中心部の直径は、活性域の有効直径の０．４乃至０．５の範囲であり、一方、活性域の前記中心部の燃料集合体の燃料要素の中の燃料柱の高さは、活性域の前記周辺部の燃料集合体に配設されている燃料要素の中の燃料柱の高さの０．５乃至０．８の範囲内にあり、そして、活性域の有効直径の０．５乃至０．８５の範囲の直径を有するように配設された段形状の中間部を形成している燃料集合体の燃料要素の中の燃料柱の高さは、活性域の周辺部の燃料集合体に配設されている燃料要素の中の燃料柱の高さの０．５５乃至０．９の範囲に選ばれている。

燃料集合体及び燃料要素と同様に活性域の本願発明の形態は、以下のプロセスの本質的な安全特性を有する原子炉の構築の基礎をなしている、
・原子炉全体を通しての鉛の密度の変化に対しての負のボイド効果、
・原子炉全体を通しての鉛の密度の変化に対しての負のボイド反応係数、
・種々の重大な事故での保護の改良を促進する、原子炉の活性域内のかなり減じられた冷却材の密度効果。

本願発明の要旨は、活性域の中心部が、高速原子炉の安全性能に非常に影響を与える、活性域の特別な形態にあることである。縦断面で、かなり平らにされた中心部を備えた階段形状を有する活性域内の新規な燃料分布は、中性子の逃げを多くし、又、この部分が、所定の質量分率を有する負の又はゼロに近い陽の値のボイド効果を達成することを、可能にしている。この効果は、横及び端のリフレクターの衝撃、及び、燃料要素の上部に設けられた中性子吸収体と一緒になって、原子炉全体に対して負のボイド効果を得ることを与えている。

中性子のバランスから以下のように、原子炉の活性域内での増加された過度の中性子の発生は、ボイド反応効果の減少のための主「手段（instrument）」である。原子炉の活性域内での増加した過度の中性子の発生は、大きい容量の活性域に対して陽のボイド効果のかなりの減少と、全ての原子炉の領域に対して負のボイド効果を得ることとに、貢献する。

原子炉の活性域内の過度の中性子の発生を増すために、以下のことが使用される、
・一窒化燃料と同様に高密度燃料、
・比較的高い質量分率、燃料要素の増された直径、等により特徴付けられた活性域の構成、
・活性域の平らにされた幾何学的形状。

活性域の幾何学的形状のディメンションは、逃げのレベル及びボイド効果値を主として規定する。ハードな中性子スペクトル（hard neutron spectra）と、活性域での比較的高い質量分率、従って、中性子節約と同様に、原子炉の活性域内の過度の中性子の高いレベルと、を有することにより、ボイド効果の減少のための最大の逃げのプロセスは、以下の２つのタイプの幾何学的子構成により、実質的になされ得る、
・比較的大きい容積と積算電力（integral powers）が得られる極めて平らな活性域、
・比較的小さい容積と単位あたりの電力とを有するモジュラー形態、
計算に従って、密な燃料と、比較的高い質量分率と、かくして、核分裂当たりの比較的高い中性子の発生と、を有する全ての活性域は、実質的に減じられたボイド効果を有している。

過度の中性子の全てのマージンがボイド反応効果の減少のために使用されたときに、活性域内の比較的高い燃料フラクションにより特徴付けられる密の燃料と密のパッキングとを有する活性域の実施の形態は、重大な事故のリスクの補償された減少のために、より好ましい。プロセス本来の安全性を有する原子炉を与えるために、ボイド反応効果は、所定の異常状態で絶対的大きさの負の反応効果の増大が、早く危険な陽の反応の導入を生じさせ得るので、ボイド反応は、負で絶対的な大きさが小さくなるべきである。

活性域の中心部での燃料の高さの減少のもとで達成する臨界負荷は、活性域の中心から周辺部に向かって燃料柱を高くすることにより、与えられる。本願発明に従った活性域の形態において、パワー密度を平らにするのは、燃料の階段状の配置により与えられる。この階段状の配置は、燃料要素内の異なる高さの燃料柱（燃料の重量）の燃料集合体により、形成される。新規な形態の特別な特徴は、活性域の中心部と中間部と周辺部の階段形状の径方向の分布を、これら活性域の部分に均一でエンリッチな燃料成分と、同じジオメトリーの燃料要素及び燃料集合体と、を使用することにより、与えられる。

図１は、本願発明に係わる原子炉の活性域の周辺部と中間部と中心部とに燃料集合体を規定している燃料要素の縦断面図である。図２は、本願発明に係わる原子炉の活性域での核のウラン・プルトニウム燃料の分布を示している図であり、前記分布は、縦断面で階段形状を有している。

活性域の周辺部を規定している燃料集合体の燃料要素（図１ａ）は、端部材２，３を備えたチューブ状のシェル１を有している。このシェル１の中には、高さＨの柱の形状でウラン・プルトニウム燃料４がある。燃料要素の上部は、不活性ガスが充填されているキャビティ５を有している。ガス充填のキャビティ５の上部は、例えば、高さが５cmのタングステン・カーバイト棒６の形状の中性子吸収体と、例えば、ばね７の形状で、燃料を固定するための構成部品とを有している。

横断面で階段形状の分布を有している活性域の中心部と中間部とを規定している燃料集合体の燃料要素（図示１ｂ）は、端部材２，３を備えたチューブ状のシェル１を有している。このシェル１の中には、高さｈの燃料ペレットの柱の形状でウラン・プルトニウム燃料４がある。この高さｈは、中心部に対しては、Ｈの０．５乃至０．８の範囲から、また、中間部に対しては、Ｈの０．５５乃至０．９の範囲から選ばれている。燃料要素の上部は、不活性ガスが充填されているキャビティ５を有している。ガス充填のキャビティ５の上部は、例えば、高さが５cmのタングステン・カーバイト棒６の形状の中性子吸収体と、例えば、ばね７の形状で、燃料を固定するための構成部品とを有している。

図２は、活性域での核のウラン・プルトニウム燃料の分布を示している図であり、この分布は、縦断面で階段形状を有している。この原理に従って燃料集合体を配設したときには、ｄ１乃至ｄ２の直径を有している活性域の中間部は、段を形成し、図１ｂに示されている燃料要素を有している。活性域の中心部の直径ｄ１は、これの有効直径Ｄの０．４乃至０．５から選ばれている。燃料集合体の中間部は、直径Ｄ２内に配設されており、これは、活性域の有効直径Ｄの０．５乃至０．８５の範囲から選ばれている。中間部は、高さｈの燃料柱を備えた複数の燃料要素を有している。

本願発明に係われば、活性域の燃料集合体と燃料要素とは、一緒になって、階段形状の分布をなしている。出願人は、縦断面で階段形状を有する活性域での新規な燃料分布を確立することに関連された特徴を有しているであろう如何なる技術的解決を見つけてはいない。この解決は、簡単さと使用される構造との観点で、燃料要素の直径と活性域の半径に沿った燃料要素の配設のピッチとを変えることによる活性域の分布の解決とは全く異なる。活性域の中心部での燃料の高さを減少させることにより、中性子束のスペース・エネルギーの再分布（neutron flux space-and-energy redistribution）が果たされ、活性域の中心部からの中性子の漏れ（escape）が増し、かくして、ボイド反応効果の陽成分（positive constituent）が減少する。この効果は、横及び端方向のリフレクターの衝撃、及び、燃料要素のガス充填のキャビティの上部に装着されている中性子吸収材と一緒になって、ボイド効果の負の値の達成と全体の反応とを与える。

上述された３段の燃料集合体とほぼ同様に、異なる燃料高さの燃料要素の燃料集合体により形成された４つ又はこれ以上の段が、実現され得る。活性域の中心部にある燃料集合体の燃料要素内の燃料の高さの選択は、半径に沿ったパワー分布に大きな影響を与える。計算の結果は、活性域内の階段状の燃料分布が、活性域の半径に沿ったより均一なバワーの分布を与えることを示している。活性域の中心から外周へと階段状に増加している、燃料集合体の棒形状の燃料要素の異なる高さにより、活性域の半径に沿ったパワー分布の不均一性を減じることができ、かくして、平均パワー密度を増加させ、又、活性域内の燃料の負荷を最適にしている。

原子炉ＢＰ−１２００の活性域の実施の形態の例は、縦断面で階段形状を有している活性域の容積を横切る燃料の半径方向の分布を考慮した本願発明の解決策に基づいている。２８００ＭＷの熱出力と５７６cmの有効直径とを有する鉛冷却形式の原子炉ＢＰ−１２００は、各々が、ウラン・プルトニウム燃料（約１４．３％のＰｕを含んでいる）を備えた１６９の燃料要素を有する６９２のジャケット型燃料集合体により構成されており、この結果、活性域（ε_m）内部の燃料の質量分率は、最低０．３０５である。活性域での冷却材の加熱は、１２０℃でなされ、又、最大冷却材速度（maximum coolant rate）は、約２m/sである。活性域の第１の段の中心部は、各々が、６８cmの高さの燃料柱を有している１２７の燃料要素の燃料集合体を有している。活性域の第２の段の中間部は、各々が、７８cmの高さの燃料柱有している２７０の燃料要素の燃料集合体を有している。活性域の周辺部は、各々が、８８cmの高さの燃料柱を有している２９５の燃料要素の燃料集合体を有している。活性域内の中心部、中間部、及び、周辺部の燃料集合体の全ての燃料要素は、１０．０mmのシェル外径を有し、１３mmのピッチで三角形のアレイ状に配設されている。活性域の中心部の直径と、これの有効系との間の比は、０．４０４であり、一方、活性域の中心部での第１及び第２の段の燃料要素の燃料高さと、周辺部での燃料高さとの比は、夫々、０．７７及び０．８９である。

２８００ＭＷのパワーを有する鉛冷却形式の高速原子炉の活性域のこの実施の形態に係われば、活性域は、４つのジャケットの燃料集合体を有し、形状が等しいシェルを有する複数の燃料要素のための燃料柱の高さに等しい、活性域の半径に沿って燃料負荷の階段状の形態を使用している。この結果、１．２７よりも長くない半径に沿った非均一性のファクターで平になったパワー密度を与える。このように、活性域の半径に沿った階段状の燃料分布を有する活性域の新規な形態と前記活性域を形成するように意図された燃料集合体及び燃料要素の形態との効果により、ハイパワーの鉛冷却形式の原子炉システムの安全性が高くなり、動作及び経済的な特性の改善のための基礎が与えられる。

Claims

筒状の燃料要素の形状が同じシェルに収容された均一なウラン・プルトニウム窒化物燃料を具備し、複数の前記燃料要素は、活性域内の燃料の質量分率が、最低０．３０５であるように、燃料集合体として配設され、前記燃料集合体は、活性域の中心部と中間部と周辺部とを形成し、活性域の異なる部分の燃料集合体の燃料要素は、異なる高さの燃料柱を有し、活性域の容積を横切る燃料の半径方向の分布は、これの縦断面で、少なくとも１段を有する階段形状を有している、鉛冷却形式の高速原子炉。
前記活性域の容積を横切る燃料の容積質量分率は、最低０．３０５であり、活性域の前記中心部の直径は、活性域の有効直径の０．４乃至０．５の範囲にあり、活性域の前記中心部の燃料集合体の燃料要素の中の燃料柱の高さは、活性域の前記周辺部の燃料集合体に配設されている燃料要素の中の燃料柱の高さの０．５乃至０．８の範囲内にあり、そして、活性域の有効直径の０．５乃至０．８５の範囲の直径を有するように配設された段形状の中間部を形成している燃料集合体の燃料要素の中の燃料柱の高さは、活性域の周辺部の燃料集合体に配設されている燃料要素の中の燃料柱の高さの０．５５乃至０．９の範囲に選ばれていることを特徴とする請求項１に記載の活性域。