JP3147907B2 - シードブランケット型原子炉 - Google Patents
シードブランケット型原子炉Info
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- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
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- 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
- G21C1/024—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core where the core is divided in zones with fuel and zones with breeding material
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Description
【発明の詳細な説明】 技術分野 本発明は、燃料としてトリウムを用いる軽水炉に関す
る。この原子炉は、トリウム、非拡散濃縮ウラン、兵器
燃料としての基準を満たす（ウエポングレード）プルト
ニウム又は原子炉の基準を満たす（リアクタグレード）
プルトニウムを燃焼することができる。
る。この原子炉は、トリウム、非拡散濃縮ウラン、兵器
燃料としての基準を満たす（ウエポングレード）プルト
ニウム又は原子炉の基準を満たす（リアクタグレード）
プルトニウムを燃焼することができる。
背景技術 今日、世界中で、原子力は依然として重要なエネルギ
ー源である。固有の化石燃料源を十分に保有しない国々
は、電力の生産を原子力に大きく依存している。その他
の国では、原子力エネルギーは、エネルギー比を多角化
にする競合電力製造装置として利用されている。原子力
はまた、化石燃料による汚染（例えば、酸性雨、地球温
暖化）を制御したり、次世代の人々のために化石燃料を
保存するために非常に貢献している。数字で見ると、世
界中の電力の約11％が原子力により供給されている。19
94年末の時点で、37カ国に424基の原子力プラントが存
在していた。建設中の原子力プラントを合わせると、こ
の数字は10年後には約500基になるであろう。
ー源である。固有の化石燃料源を十分に保有しない国々
は、電力の生産を原子力に大きく依存している。その他
の国では、原子力エネルギーは、エネルギー比を多角化
にする競合電力製造装置として利用されている。原子力
はまた、化石燃料による汚染（例えば、酸性雨、地球温
暖化）を制御したり、次世代の人々のために化石燃料を
保存するために非常に貢献している。数字で見ると、世
界中の電力の約11％が原子力により供給されている。19
94年末の時点で、37カ国に424基の原子力プラントが存
在していた。建設中の原子力プラントを合わせると、こ
の数字は10年後には約500基になるであろう。
確かに原子炉の設計や操業において安全性は重大な問
題であるが、別の重大な問題は核兵器に使用される材料
の拡散の脅威である。これは不安定政権の国々では重要
な関心事で、核兵器の保有は世界の安全を脅威に陥れ得
る。したがって、原子力は、核兵器の拡散を引き起こさ
ず、またそれらが使用されて危険が生じることのないよ
うに設計され且つ使用されなければならない。
題であるが、別の重大な問題は核兵器に使用される材料
の拡散の脅威である。これは不安定政権の国々では重要
な関心事で、核兵器の保有は世界の安全を脅威に陥れ得
る。したがって、原子力は、核兵器の拡散を引き起こさ
ず、またそれらが使用されて危険が生じることのないよ
うに設計され且つ使用されなければならない。
あいにく、現存するすべての原子炉で、いわゆるリア
クタグレードプルトニウムが大量に製造されている。例
えば、一般的な1,000MWeの原子炉では毎年200−300kg程
度のリアクタグレードプルトニウムが製造されている。
廃棄されたリアクタグレードプルトニウムをウエポング
レードプルトニウムに再処理することは困難なことでな
く、一つの核兵器を作るのにリアクタグレードプルトニ
ウムは僅か約7.5kgだけで足りる。したがって、従来の
原子炉の炉心から排出された燃料は極めて拡散しやす
く、権限の無い者に廃棄燃料が入手されないことを保証
するための安全性が必要である。米国及び旧ソ連邦が核
兵器を分解したときに生じた大量に貯蔵されているウエ
ポングレードプルトニウムに関して、同様の安全性の問
題がある。
クタグレードプルトニウムが大量に製造されている。例
えば、一般的な1,000MWeの原子炉では毎年200−300kg程
度のリアクタグレードプルトニウムが製造されている。
廃棄されたリアクタグレードプルトニウムをウエポング
レードプルトニウムに再処理することは困難なことでな
く、一つの核兵器を作るのにリアクタグレードプルトニ
ウムは僅か約7.5kgだけで足りる。したがって、従来の
原子炉の炉心から排出された燃料は極めて拡散しやす
く、権限の無い者に廃棄燃料が入手されないことを保証
するための安全性が必要である。米国及び旧ソ連邦が核
兵器を分解したときに生じた大量に貯蔵されているウエ
ポングレードプルトニウムに関して、同様の安全性の問
題がある。
従来型原子炉の操業に関連した別の問題は、長期間に
亘る放射性廃棄物の長年に亘る廃棄と、天然ウラン鉱の
供給が世界的に急激に減少していることである。前者に
関して、政府所有の貯蔵スペースが実質的に無く、米国
におけるユカ・フラッツ（Yucca Flats）計画は議会に
より延期されている。後者については、今後50年の間
に、天然、ウラン鉱の供給に関して重大な事態を生じる
ことが予想される。
亘る放射性廃棄物の長年に亘る廃棄と、天然ウラン鉱の
供給が世界的に急激に減少していることである。前者に
関して、政府所有の貯蔵スペースが実質的に無く、米国
におけるユカ・フラッツ（Yucca Flats）計画は議会に
より延期されている。後者については、今後50年の間
に、天然、ウラン鉱の供給に関して重大な事態を生じる
ことが予想される。
以上の問題があるために、比較的少量の非拡散型濃縮
ウラン（この濃縮ウランは20％以下のＵ−235成分を有
する。）で運転し、プルトニウムのような拡散型の原料
を大量に生じることのない原子炉を建設する試みが為さ
れてきた。このような原子炉の例が、本出願人による２
つの先行国際出願（1985年４月25日発行のPCT/US84/016
70（国際出願番号WO85/01826）と、1993年８月19日発行
のPCT/US93/01037（国際出願番号WO93/06477））に開示
されている。'826特許出願と'477特許出願は共にシード
−ブランケット型原子炉を開示しており、これらは動力
の実質的部分をトリウム燃料ブランケットから得て駆動
する。このブランケットは環状のシード部を囲ってお
り、このシード部は非拡散型の濃縮ウランからなる燃料
ロッドを備えている。シード燃料ロッドのウランは中性
子を放出し、これら中性子がブランケット中のオリウム
により捕獲され、これにおり核分裂性Ｕ−233が製造さ
れてこれが所定の場所で燃焼し、原子炉を駆動する熱を
生成する。
ウラン（この濃縮ウランは20％以下のＵ−235成分を有
する。）で運転し、プルトニウムのような拡散型の原料
を大量に生じることのない原子炉を建設する試みが為さ
れてきた。このような原子炉の例が、本出願人による２
つの先行国際出願（1985年４月25日発行のPCT/US84/016
70（国際出願番号WO85/01826）と、1993年８月19日発行
のPCT/US93/01037（国際出願番号WO93/06477））に開示
されている。'826特許出願と'477特許出願は共にシード
−ブランケット型原子炉を開示しており、これらは動力
の実質的部分をトリウム燃料ブランケットから得て駆動
する。このブランケットは環状のシード部を囲ってお
り、このシード部は非拡散型の濃縮ウランからなる燃料
ロッドを備えている。シード燃料ロッドのウランは中性
子を放出し、これら中性子がブランケット中のオリウム
により捕獲され、これにおり核分裂性Ｕ−233が製造さ
れてこれが所定の場所で燃焼し、原子炉を駆動する熱を
生成する。
ウランよりもトリウムが世界中で極めて豊富であるこ
とから、上述のようにして原子炉燃料としてトリウムを
使用することは魅力的である。また、初期燃料負荷と各
燃料サイクルの終了時に排出される燃料のいずれも核兵
器を製造するために使用するには好都合なものでないと
いう意味において、'826特許出願と'477特許出願に開示
された両原子炉は非拡散的であると言われる。これは、
シード燃料として非拡散型濃縮ウランだけを用い、減速
材対燃料容積比をプルトニウムの製造を最小にするよう
に選択し、ブランケットサイクルの終了時にＵ−238が
残留物Ｕ−233と均一に混合するブランケットに少量の
非拡散型濃縮ウランを添加してＵ−233を変性し、これ
により核兵器の製造に使用できないようにするものであ
る。
とから、上述のようにして原子炉燃料としてトリウムを
使用することは魅力的である。また、初期燃料負荷と各
燃料サイクルの終了時に排出される燃料のいずれも核兵
器を製造するために使用するには好都合なものでないと
いう意味において、'826特許出願と'477特許出願に開示
された両原子炉は非拡散的であると言われる。これは、
シード燃料として非拡散型濃縮ウランだけを用い、減速
材対燃料容積比をプルトニウムの製造を最小にするよう
に選択し、ブランケットサイクルの終了時にＵ−238が
残留物Ｕ−233と均一に混合するブランケットに少量の
非拡散型濃縮ウランを添加してＵ−233を変性し、これ
により核兵器の製造に使用できないようにするものであ
る。
しかし、残念ながら、継続的に行った研究から、上述
した国際出願に開示されたいずれの原子炉の設計も真に
非拡散的でないことを本出願人は知見した。特に、これ
らの設計は、環状のシート配置によりシードなかに生じ
る最少の拡散プルトニウムよりも多くの拡散プルトニウ
ムを生じることが分かった。内側の中央ブラケット部と
外側の外周ブラケット部を有する環状シードを使用する
と非拡散的にすることができない。その理由は、厚みの
ない環状シードはそれに対応した小さな「光学的厚さ」
しか有していないので、シードスペクトルが内側と外側
のブランケット部の硬質スペクトルにより支配されるか
らである。その結果、シード中で、熱エネルギーよりも
高いエネルギーを持つ熱外中性子の分裂を生じると共
に、多くの拡散プルトニウムが製造される。
した国際出願に開示されたいずれの原子炉の設計も真に
非拡散的でないことを本出願人は知見した。特に、これ
らの設計は、環状のシート配置によりシードなかに生じ
る最少の拡散プルトニウムよりも多くの拡散プルトニウ
ムを生じることが分かった。内側の中央ブラケット部と
外側の外周ブラケット部を有する環状シードを使用する
と非拡散的にすることができない。その理由は、厚みの
ない環状シードはそれに対応した小さな「光学的厚さ」
しか有していないので、シードスペクトルが内側と外側
のブランケット部の硬質スペクトルにより支配されるか
らである。その結果、シード中で、熱エネルギーよりも
高いエネルギーを持つ熱外中性子の分裂を生じると共
に、多くの拡散プルトニウムが製造される。
これら上述の原子炉の設計はまた運転上の観点から最
適化されたものではない。例えば、シード領域とブラン
ケット領域における減速材対燃料容積比がジード中での
プルトニウムの製造を最小限に抑え、シード燃料ロッド
から適正に熱回収し、ブランケット中でトリウムがＵ−
233に適正に転換されるのを保障するうえで極めて重要
である。また、これらの国際出願に開示されている好適
な減速材対燃料比はシード領域で高すぎ、ブランケット
領域では低すぎることが研究から分かった。
適化されたものではない。例えば、シード領域とブラン
ケット領域における減速材対燃料容積比がジード中での
プルトニウムの製造を最小限に抑え、シード燃料ロッド
から適正に熱回収し、ブランケット中でトリウムがＵ−
233に適正に転換されるのを保障するうえで極めて重要
である。また、これらの国際出願に開示されている好適
な減速材対燃料比はシード領域で高すぎ、ブランケット
領域では低すぎることが研究から分かった。
上述した炉心の設計はまた、シード燃料要素中での非
拡散濃縮ウランの消費の点で特に効率的なものでなかっ
た。そのために、各シード燃料サイクルの終了時に排出
される燃料ロッドは大量の残留ウランを含み、別の炉心
で再利用するためには再処理しなければならない。
拡散濃縮ウランの消費の点で特に効率的なものでなかっ
た。そのために、各シード燃料サイクルの終了時に排出
される燃料ロッドは大量の残留ウランを含み、別の炉心
で再利用するためには再処理しなければならない。
'477特許出願に開示されている原子炉はまた複雑な機
械的反応制御装置を必要とし、そのために従来の炉心に
再装着するのに不都合であった。同様に、'826特許出願
に開示されている原子炉は、その設計パラメータが従来
の炉心のパラメータに適合しないために、この従来の炉
心に簡単に装着できない。
械的反応制御装置を必要とし、そのために従来の炉心に
再装着するのに不都合であった。同様に、'826特許出願
に開示されている原子炉は、その設計パラメータが従来
の炉心のパラメータに適合しないために、この従来の炉
心に簡単に装着できない。
最後に、従来の原子炉はトリウムと一緒に非拡散濃縮
ウランを燃焼するように設計されているので、大量のプ
ルトニウムを消費するには不適当である。このように、
これらのいずれの設計も貯蔵されているプルトニウムの
問題を解消するものでない。
ウランを燃焼するように設計されているので、大量のプ
ルトニウムを消費するには不適当である。このように、
これらのいずれの設計も貯蔵されているプルトニウムの
問題を解消するものでない。
発明の開示 以上のことから、本発明の目的は、経済性と非拡散性
の両方の観点から最適な運転が得られる改良シード−ブ
ランケット型原子炉を提供することにある。
の両方の観点から最適な運転が得られる改良シード−ブ
ランケット型原子炉を提供することにある。
本発明の別の目的は、従来の原子炉の炉心に容易に再
装着できるシード−ブランケット型原子炉を提供するこ
とにある。
装着できるシード−ブランケット型原子炉を提供するこ
とにある。
本発明の他の目的は、拡散的な廃棄物を生成すること
なく、トリウムと一緒に大量のプルトニウムを消費する
ために利用できるシード−ブランケット型原子炉を提供
することにある。
なく、トリウムと一緒に大量のプルトニウムを消費する
ために利用できるシード−ブランケット型原子炉を提供
することにある。
本発明の別の目的は、実質的に少量の高レベル放射線
廃棄物しか製造せず、長期間に亘る廃棄物の貯蔵スペー
スを著しく減少するシード−ブランケット型原子炉を提
供することにある。
廃棄物しか製造せず、長期間に亘る廃棄物の貯蔵スペー
スを著しく減少するシード−ブランケット型原子炉を提
供することにある。
上述した本発明の目的は、トリウム燃料をウラン燃料
又はプルトニウム燃料と一緒に利用する改良シード−ブ
ランケット型原子炉を提供することにより達成される。
本発明の最初の好適な実施形態は'477特許出願に開示さ
れている非拡散型原子炉の改良版を有する。特定の減速
材対燃料比と新規な燃料補給計画を用いることにより、
本発明の実施形態は、公知の原子炉では不可能であった
燃料バーンアップ効率を達成し、核兵器の製造に利用で
きない核廃棄物だけを生成する。本発明の第２の好適な
実施形態は、リアクタグレードの廃棄プルトニウムとウ
エポングレードのプルトニウムを素早く且つ効率的に大
量消費するように設計されている。また、これにより生
成された廃棄物は核兵器を製造するために使用できな
い。
又はプルトニウム燃料と一緒に利用する改良シード−ブ
ランケット型原子炉を提供することにより達成される。
本発明の最初の好適な実施形態は'477特許出願に開示さ
れている非拡散型原子炉の改良版を有する。特定の減速
材対燃料比と新規な燃料補給計画を用いることにより、
本発明の実施形態は、公知の原子炉では不可能であった
燃料バーンアップ効率を達成し、核兵器の製造に利用で
きない核廃棄物だけを生成する。本発明の第２の好適な
実施形態は、リアクタグレードの廃棄プルトニウムとウ
エポングレードのプルトニウムを素早く且つ効率的に大
量消費するように設計されている。また、これにより生
成された廃棄物は核兵器を製造するために使用できな
い。
本発明の第１の実施形態は非拡散型軽水トリウム炉と
して知られており、その燃料と廃棄物は核兵器を製造す
ることに利用できないことからそのように名称がつけら
れている。非拡散型原子炉の炉心は複数のシード−ブラ
ンケット・ユニット（SBU）からなり、それぞれのユニ
ットは中央に配置されたシード領域と周囲の環状ブラケ
ット領域とを有する。特に、SBUは従来の原子炉の炉心
における燃料アセンブリの所定場所に容易に装填できる
ように設計されている。
して知られており、その燃料と廃棄物は核兵器を製造す
ることに利用できないことからそのように名称がつけら
れている。非拡散型原子炉の炉心は複数のシード−ブラ
ンケット・ユニット（SBU）からなり、それぞれのユニ
ットは中央に配置されたシード領域と周囲の環状ブラケ
ット領域とを有する。特に、SBUは従来の原子炉の炉心
における燃料アセンブリの所定場所に容易に装填できる
ように設計されている。
SBUのシード領域は１以上の増倍率を有し、Ｕ−235と
Ｕ−238をＵ−235を20％以下、Ｕ−238を80％（この値
は非拡散型と考えられる最大比である。）の割合で有す
る濃縮ウランのシード燃料要素を有する。濃縮ウラン
は、ウラン−ジルコニウム合金（ウラニウム−ジルカロ
イ）又はサーメット燃料（ウラン酸化物粒子がジルコニ
ウム合金の母材に埋め込まれている。）からなるロッド
及び／又は板の形をしているのが好ましい。
Ｕ−238をＵ−235を20％以下、Ｕ−238を80％（この値
は非拡散型と考えられる最大比である。）の割合で有す
る濃縮ウランのシード燃料要素を有する。濃縮ウラン
は、ウラン−ジルコニウム合金（ウラニウム−ジルカロ
イ）又はサーメット燃料（ウラン酸化物粒子がジルコニ
ウム合金の母材に埋め込まれている。）からなるロッド
及び／又は板の形をしているのが好ましい。
ブランケット領域は１以下の増倍率を有し、実質的に
少量の濃縮ウラン（10％Ｕ−235まで濃縮されてい
る。）を有するTh−232からなるブランケット燃料要素
を有し、トリウムがパワーを供給できない運転初期段階
に原子炉にエネルギを供給するようにシードを補助す
る。ブラケットに濃縮ウランを加えることにより、ブラ
ンケットは、後にシード燃料要素により解放される多数
の中性子がブランケット中でトリウム燃料により吸収さ
れる際に生成するパワーとほぼ同等の分裂パワーをスタ
ート時に生成できる。この吸収により核分裂性のＵ−23
3が生成され、これは所定の場所で燃焼され、原子炉を
スタートして稼動すると、ブランケットからパワーを提
供する。
少量の濃縮ウラン（10％Ｕ−235まで濃縮されてい
る。）を有するTh−232からなるブランケット燃料要素
を有し、トリウムがパワーを供給できない運転初期段階
に原子炉にエネルギを供給するようにシードを補助す
る。ブラケットに濃縮ウランを加えることにより、ブラ
ンケットは、後にシード燃料要素により解放される多数
の中性子がブランケット中でトリウム燃料により吸収さ
れる際に生成するパワーとほぼ同等の分裂パワーをスタ
ート時に生成できる。この吸収により核分裂性のＵ−23
3が生成され、これは所定の場所で燃焼され、原子炉を
スタートして稼動すると、ブランケットからパワーを提
供する。
ブランケット中の20％濃縮ウラン酸化物は、Ｕ−233
をＵ−233、Ｕ−234、Ｕ−236及びＵ−238を含む非核分
裂性ウラン同位元素と共に均一に混合することにより、
有効期間の終了時に、ブランケット中に残留する残留Ｕ
−233を変性するのに役立つ。この変性は、残留Ｕ−233
を非核分裂性の同位元素から分離して、残留Ｕ−233を
核兵器の製造に利用するには不適当にすることが不可能
であることから、大切なことである。
をＵ−233、Ｕ−234、Ｕ−236及びＵ−238を含む非核分
裂性ウラン同位元素と共に均一に混合することにより、
有効期間の終了時に、ブランケット中に残留する残留Ｕ
−233を変性するのに役立つ。この変性は、残留Ｕ−233
を非核分裂性の同位元素から分離して、残留Ｕ−233を
核兵器の製造に利用するには不適当にすることが不可能
であることから、大切なことである。
反応度を制御するために、各SBUのシード領域とブラ
ンケット領域で軽水減速材が使用される。従来のウラン
炉心と違って、運転中にボロンは水減速材に溶解しな
い。その理由は、これはブランケットの増倍率を不必要
に低下させて、極めて低いブランケットエネルギ分裂を
生じるからである。
ンケット領域で軽水減速材が使用される。従来のウラン
炉心と違って、運転中にボロンは水減速材に溶解しな
い。その理由は、これはブランケットの増倍率を不必要
に低下させて、極めて低いブランケットエネルギ分裂を
生じるからである。
各領域における燃料に対する水減速材の容積比が重要
である。シード領域では、原子炉が拡散的と考えられる
十分な量のプルトニウム廃棄物を生成しないことを保障
するために、減速材対燃料比は実用上出来るだけ高くし
てシード中で中性子を減速し、またシード中でウランＵ
−238に吸収される可能性を低下し、これによりプルト
ニウムを生成するようにしなければならない。残念なが
ら、シード中の減速材容積を増加することは、燃料容積
を対応して減少しなければならないということを意味
し、そのために過大に増加した場合には大量の熱を発生
するパワー密度を増加する。したがって、シード領域に
おける最適な減速材料燃料比を決定するために、これら
の要因は共に考慮されなければならない。シード燃料と
してウラン／ジルコニウム合金を使用すると、酸化燃料
に比べて熱導電性が高いので、より高い減速材対燃料比
が許される。これらの型式の燃料要素を使用すると、シ
ード領域の減速材燃料比は2.5から5.0（好ましくは、3.
0から3.5）の間にすべきである。シード領域で高減速材
対燃料比を採用することの別の利点は、高レベルの放射
性廃棄物（特に、超ウランアクチニデス）の生成が実質
的に減少することである。これは、ブランケット燃料ロ
ッドが炉心に約10年残留することと相俟って、長期間に
亘る廃棄物貯蔵スペースの実質的減少を招く。
である。シード領域では、原子炉が拡散的と考えられる
十分な量のプルトニウム廃棄物を生成しないことを保障
するために、減速材対燃料比は実用上出来るだけ高くし
てシード中で中性子を減速し、またシード中でウランＵ
−238に吸収される可能性を低下し、これによりプルト
ニウムを生成するようにしなければならない。残念なが
ら、シード中の減速材容積を増加することは、燃料容積
を対応して減少しなければならないということを意味
し、そのために過大に増加した場合には大量の熱を発生
するパワー密度を増加する。したがって、シード領域に
おける最適な減速材料燃料比を決定するために、これら
の要因は共に考慮されなければならない。シード燃料と
してウラン／ジルコニウム合金を使用すると、酸化燃料
に比べて熱導電性が高いので、より高い減速材対燃料比
が許される。これらの型式の燃料要素を使用すると、シ
ード領域の減速材燃料比は2.5から5.0（好ましくは、3.
0から3.5）の間にすべきである。シード領域で高減速材
対燃料比を採用することの別の利点は、高レベルの放射
性廃棄物（特に、超ウランアクチニデス）の生成が実質
的に減少することである。これは、ブランケット燃料ロ
ッドが炉心に約10年残留することと相俟って、長期間に
亘る廃棄物貯蔵スペースの実質的減少を招く。
ブランケット中のトリウム燃料が出来るだけ多くの中
性子を吸収することが望ましいので、ブランケット領域
における減速材対燃料の容積比はシード領域におけるそ
れよりも相当低くすべきである。これらは、トリウムを
所定の場所で燃焼される核分裂性のＵ−233に転換する
ために必要であるし、原子炉パワーの実質的部分を供給
する。ブランケット領域における最適な減速材対燃料容
積比を約1.5から2.0（好ましくは、1.7）にすべきこと
が研究から確認された。この比が2.0よりも高い場合、
過剰な熱中性子が水に吸収されるし、比が1.5よりも小
さい場合には、過剰なプロトアクチニウムがブランケッ
ト領域に形成され、これがＵ−233の製造を邪魔する。
性子を吸収することが望ましいので、ブランケット領域
における減速材対燃料の容積比はシード領域におけるそ
れよりも相当低くすべきである。これらは、トリウムを
所定の場所で燃焼される核分裂性のＵ−233に転換する
ために必要であるし、原子炉パワーの実質的部分を供給
する。ブランケット領域における最適な減速材対燃料容
積比を約1.5から2.0（好ましくは、1.7）にすべきこと
が研究から確認された。この比が2.0よりも高い場合、
過剰な熱中性子が水に吸収されるし、比が1.5よりも小
さい場合には、過剰なプロトアクチニウムがブランケッ
ト領域に形成され、これがＵ−233の製造を邪魔する。
第１実施形態ではワンス−スルー燃料サイクルが採用
されており、これにより使用済み燃料アセンブリを将来
の利用に再処理する必要が無くなる。また、新規な燃料
取替え計画が採用してあり、これはシード領域とブラン
ケット領域における燃料消費量を最大とし、使用済み燃
料要素に残留するすべての燃料を再処理して核兵器製造
に利用できる可能性を低下させる。この燃料取替え計画
では、シード燃料要素は時間をずらして交換され、全シ
ード燃料要素の一部（好ましくは1/3）が各燃料サイク
ルの終了時に交換され、各シード燃料要素は１以上の燃
料サイクル（好ましくは３回の燃料サイクル）中、炉心
に残留する。各燃料サイクルは約13ヶ月である。ブラン
ケット燃料要素は、主としてトリウムからなるので、炉
心中に９燃料サイクルまで、または約10年、残留でき
る。しかし、炉心中でSBUのシャフリング（移動）が各
燃料サイクルの終了時に行われて、炉心全体のパワー分
布が改善される。
されており、これにより使用済み燃料アセンブリを将来
の利用に再処理する必要が無くなる。また、新規な燃料
取替え計画が採用してあり、これはシード領域とブラン
ケット領域における燃料消費量を最大とし、使用済み燃
料要素に残留するすべての燃料を再処理して核兵器製造
に利用できる可能性を低下させる。この燃料取替え計画
では、シード燃料要素は時間をずらして交換され、全シ
ード燃料要素の一部（好ましくは1/3）が各燃料サイク
ルの終了時に交換され、各シード燃料要素は１以上の燃
料サイクル（好ましくは３回の燃料サイクル）中、炉心
に残留する。各燃料サイクルは約13ヶ月である。ブラン
ケット燃料要素は、主としてトリウムからなるので、炉
心中に９燃料サイクルまで、または約10年、残留でき
る。しかし、炉心中でSBUのシャフリング（移動）が各
燃料サイクルの終了時に行われて、炉心全体のパワー分
布が改善される。
この取替え計画により、濃縮ウランのシード燃料ロッ
ドを元々のＵ−235含有量の20％以下に減少することが
できる。また、シード燃料要素の炉心中に長期間置かれ
ることで、シード燃料要素により生成される比較的少量
のPu−238を変性するところまで、Pu−238の生成が増加
する。その結果、使用済のシード燃料要素は、核兵器の
製造にとって有効でない状態にされる。
ドを元々のＵ−235含有量の20％以下に減少することが
できる。また、シード燃料要素の炉心中に長期間置かれ
ることで、シード燃料要素により生成される比較的少量
のPu−238を変性するところまで、Pu−238の生成が増加
する。その結果、使用済のシード燃料要素は、核兵器の
製造にとって有効でない状態にされる。
本発明の第２実施形態は、従来の原子炉に装着できる
複数のSBUを有する第１の好適な実施形態と同様の基本
シート−ブラケット型炉心配置を採用している。しか
し、本発明の本実施形態は、特に、ブランケット中で、
トリウムと共に、大量のプルトニウム（ウエポングレー
ド又はリアクタグレードのプルトニウム）を消費するよ
うに設計されている。これにより、トリウム酸化物がブ
ランケット燃料ロッドなかでプルトニウムと混合され、
シード燃料ロッドが主としてプルトニウム−ジルコニウ
ム合金で形成されている。ブランケット中のトリウムに
より生成されるエネルギ量を最大化することを目的とす
る第１の実施形態と違って、第２の実施形態の目的は従
来の原子炉で一般に生じたように新たにプルトニウムを
大量に生成することなく、プルトニウムの消費を最大化
することである。
複数のSBUを有する第１の好適な実施形態と同様の基本
シート−ブラケット型炉心配置を採用している。しか
し、本発明の本実施形態は、特に、ブランケット中で、
トリウムと共に、大量のプルトニウム（ウエポングレー
ド又はリアクタグレードのプルトニウム）を消費するよ
うに設計されている。これにより、トリウム酸化物がブ
ランケット燃料ロッドなかでプルトニウムと混合され、
シード燃料ロッドが主としてプルトニウム−ジルコニウ
ム合金で形成されている。ブランケット中のトリウムに
より生成されるエネルギ量を最大化することを目的とす
る第１の実施形態と違って、第２の実施形態の目的は従
来の原子炉で一般に生じたように新たにプルトニウムを
大量に生成することなく、プルトニウムの消費を最大化
することである。
プルトニウム炉の実施形態は、高い水減速材対燃料容
積比（好ましくは約2.5から3.5の間）を採用している。
しかし、高い比の理由は第１実施形態のそれと異なる。
特に、燃料に対する水の高比はシード領域に大きな熱ス
ペクトルを生じる。すべての制御がシード領域に集中さ
れるので、炉心制御が簡単になり、ホウ素の化学制御無
しで、または別の制御ロッドを使用することなく、制御
が行える。
積比（好ましくは約2.5から3.5の間）を採用している。
しかし、高い比の理由は第１実施形態のそれと異なる。
特に、燃料に対する水の高比はシード領域に大きな熱ス
ペクトルを生じる。すべての制御がシード領域に集中さ
れるので、炉心制御が簡単になり、ホウ素の化学制御無
しで、または別の制御ロッドを使用することなく、制御
が行える。
ブランケット領域では、プルトニウム炉の実施形態で
唯一の顕著な違いは、ブラケット燃料ロッド中のトリウ
ム酸化物が少量のプルトニウム酸化物と混合されて、初
期の原子炉運転を促進することである。また、約２から
５容積％のウラン屑（Ｕ−235の含有量が約0.2％まで減
少している天然ウラン）がブランケット燃料ロッドに加
えられることが極めて大切である。これらの屑は、原子
炉の運転中にブランケット中に形成されたＵ−233を変
性する（核兵器の製造に利用できないようにする）のに
役立つ。ブランケット領域における減速材対燃料比は、
中性子と熱流体の抑制を満足するように、約1.5から2.0
とするのが好ましい。
唯一の顕著な違いは、ブラケット燃料ロッド中のトリウ
ム酸化物が少量のプルトニウム酸化物と混合されて、初
期の原子炉運転を促進することである。また、約２から
５容積％のウラン屑（Ｕ−235の含有量が約0.2％まで減
少している天然ウラン）がブランケット燃料ロッドに加
えられることが極めて大切である。これらの屑は、原子
炉の運転中にブランケット中に形成されたＵ−233を変
性する（核兵器の製造に利用できないようにする）のに
役立つ。ブランケット領域における減速材対燃料比は、
中性子と熱流体の抑制を満足するように、約1.5から2.0
とするのが好ましい。
図面の簡単な説明 本発明の特徴と利点は、添付図面を参照して、好適な
実施形態の以下の詳細な説明から明らかになる。
実施形態の以下の詳細な説明から明らかになる。
図１は、非拡散型軽水トリウム炉として知られてい
る、本発明の第１実施形態にしたがって構成された原子
炉の炉心の概略断面図である。
る、本発明の第１実施形態にしたがって構成された原子
炉の炉心の概略断面図である。
図２は、第１実施形態に採用したシード−ブランケッ
ト型燃料アセンブリユニット（SBU）の詳細な断面図で
ある。
ト型燃料アセンブリユニット（SBU）の詳細な断面図で
ある。
図３は、原子炉制御用の可燃ポイズンロッドを含むよ
うに変更されたSBUの部分断面図である。
うに変更されたSBUの部分断面図である。
図４は、図３に図示した変更SBUの複数の変数の第１
シード燃料サイクルに対するフルパワー稼動日数の関数
として反応レベルを表したグラフである。
シード燃料サイクルに対するフルパワー稼動日数の関数
として反応レベルを表したグラフである。
図5.1から図5.9は、図１に示した炉心の運転中に採用
される９つのシード燃料サイクルのそれぞれに対応した
燃料装填マップである。
される９つのシード燃料サイクルのそれぞれに対応した
燃料装填マップである。
図６はプルトニウム炉として知られている、本発明の
第２の好適な実施形態にしたがって構成された炉心の概
略断面図である。
第２の好適な実施形態にしたがって構成された炉心の概
略断面図である。
図７は第２実施形態に採用されているSBUの詳細な断
面図である。
面図である。
図８は、装填の状態と第２の好適な実施形態用の蓄積
されたバーンアップを示す炉心マップである。
されたバーンアップを示す炉心マップである。
本発明を実施する最良の形態 A.非拡散型軽水トリウム原子炉 非拡散軽水トリウム炉として知られている本発明に係
る好適な実施形態について詳細に説明すると、図１は原
子炉の炉心10を示し、この炉心10はシードブランケット
ユニット（SBU）として知られている複数の燃料アセン
ブリ12を有し、これら燃料アセンブリは略六角形状に配
置されていると共に、それら自身も六角形断面をしてい
る。炉心10はVVER−1000として知られている従来のロシ
ア型軽水炉と同一の形状と寸法をしており、VVER−1000
に容易に装着でき、163個のSBU燃料アセンブリ12で形成
されている。炉心10とVVER−1000型炉心との違いは、後
述するように、SBU12の組成にある。炉心10とSBU12の形
状と配置は必要に応じて変更し、従来の任意の軽水加圧
水炉（PWR）に容易に装着できる。例えば、米国や他国
における従来のPWRは四角形断面の燃料アセンブリを採
用しており、そのようなPWRに装着するように設計され
ているものでは、SBU12もまた四角形断面とされる。
る好適な実施形態について詳細に説明すると、図１は原
子炉の炉心10を示し、この炉心10はシードブランケット
ユニット（SBU）として知られている複数の燃料アセン
ブリ12を有し、これら燃料アセンブリは略六角形状に配
置されていると共に、それら自身も六角形断面をしてい
る。炉心10はVVER−1000として知られている従来のロシ
ア型軽水炉と同一の形状と寸法をしており、VVER−1000
に容易に装着でき、163個のSBU燃料アセンブリ12で形成
されている。炉心10とVVER−1000型炉心との違いは、後
述するように、SBU12の組成にある。炉心10とSBU12の形
状と配置は必要に応じて変更し、従来の任意の軽水加圧
水炉（PWR）に容易に装着できる。例えば、米国や他国
における従来のPWRは四角形断面の燃料アセンブリを採
用しており、そのようなPWRに装着するように設計され
ているものでは、SBU12もまた四角形断面とされる。
炉心10の回りにはリフレクタ14が設けてある。このリ
フレクタ14は、図１と図5.1−5.9に示すように、複数の
リフレクタアセンブリ16からなる。各リフレクタアセン
ブリ16は、水と炉心バレル／圧力容器金属との混合物を
含むのが好ましい。これに代えて、リフレクタアセンブ
リ16はそれぞれ主としてトリウム酸化物により形成して
もよい。
フレクタ14は、図１と図5.1−5.9に示すように、複数の
リフレクタアセンブリ16からなる。各リフレクタアセン
ブリ16は、水と炉心バレル／圧力容器金属との混合物を
含むのが好ましい。これに代えて、リフレクタアセンブ
リ16はそれぞれ主としてトリウム酸化物により形成して
もよい。
図２は各SBU燃料アセンブリ12の構成を示す。各SBU12
は、中央に配置されたシード領域18と、このシード領域
18を囲む環状のブランケット領域20を有する。シード領
域18は複数のシード燃料ロッド22を有し、これらのロッ
ドはウラン・ジルコニウム合金で形成するのが好まし
い。この合金はＵ−235/U−238を含み、Ｕ−235が20％
まで最初に濃縮されている。この値は、非拡散的である
（すなわち、核兵器を製造するのに利用不可能である）
と考えられる最大濃縮度である。初期のＵ−235の濃度
を20％まで上げる必要はないが、この程度の濃縮レベル
を用いることは原子炉操業中のシード中でのプルトニウ
ム製造を最小にするうえで好ましいことである。これに
代えて、燃料ロッド22は、ジルコニウム合金の母材に埋
め込まれたウラン酸化物粒子を有するサーメット燃料で
作ることもできる。酸化型燃料よりも、シート燃料ロッ
ド22にジルコニウム合金（ジルカロイ）を使用するのが
好ましい。これは、ジルコニウム合金燃料はより高い熱
伝導性を有するからである。以下に詳細に説明するよう
に、この点は重要なことである。その理由は、ジルコニ
ウム合金は、熱を除去するためにSBU12中で必要な空間
容積を少なくして、水減速材に利用できる空間容積を大
きくすることができるからである。シード領域18はま
た、シード領域18における反応を制御するために、水減
速材（又は後述する従来の可燃ポイズンロッドか制御ロ
ッド）を入れる複数のウォータチューブ24を有する。
は、中央に配置されたシード領域18と、このシード領域
18を囲む環状のブランケット領域20を有する。シード領
域18は複数のシード燃料ロッド22を有し、これらのロッ
ドはウラン・ジルコニウム合金で形成するのが好まし
い。この合金はＵ−235/U−238を含み、Ｕ−235が20％
まで最初に濃縮されている。この値は、非拡散的である
（すなわち、核兵器を製造するのに利用不可能である）
と考えられる最大濃縮度である。初期のＵ−235の濃度
を20％まで上げる必要はないが、この程度の濃縮レベル
を用いることは原子炉操業中のシード中でのプルトニウ
ム製造を最小にするうえで好ましいことである。これに
代えて、燃料ロッド22は、ジルコニウム合金の母材に埋
め込まれたウラン酸化物粒子を有するサーメット燃料で
作ることもできる。酸化型燃料よりも、シート燃料ロッ
ド22にジルコニウム合金（ジルカロイ）を使用するのが
好ましい。これは、ジルコニウム合金燃料はより高い熱
伝導性を有するからである。以下に詳細に説明するよう
に、この点は重要なことである。その理由は、ジルコニ
ウム合金は、熱を除去するためにSBU12中で必要な空間
容積を少なくして、水減速材に利用できる空間容積を大
きくすることができるからである。シード領域18はま
た、シード領域18における反応を制御するために、水減
速材（又は後述する従来の可燃ポイズンロッドか制御ロ
ッド）を入れる複数のウォータチューブ24を有する。
ブランケット領域20は複数のブランケット燃料ロッド
26を有し、これらは混合トリウム−ウラン酸化物で形成
するのが好ましい。トリウム−ウラン混合物中の初期ウ
ラン酸化物含有量は約２から10％が好ましく、トリウム
がシードから中性子を吸収してブランケット自身の核分
裂燃料Ｕ−233を生成する機会を得る前に、ブランケッ
ト領域20に燃料供給を開始するのを促進するために用い
られる。シード燃料ロッド22における場合と同様に、ブ
ランケット燃料ロッド24に含まれているウラン酸化物
は、最初に最大の非拡散比20:80まで濃縮されているＵ
−235/U238が好ましい。
26を有し、これらは混合トリウム−ウラン酸化物で形成
するのが好ましい。トリウム−ウラン混合物中の初期ウ
ラン酸化物含有量は約２から10％が好ましく、トリウム
がシードから中性子を吸収してブランケット自身の核分
裂燃料Ｕ−233を生成する機会を得る前に、ブランケッ
ト領域20に燃料供給を開始するのを促進するために用い
られる。シード燃料ロッド22における場合と同様に、ブ
ランケット燃料ロッド24に含まれているウラン酸化物
は、最初に最大の非拡散比20:80まで濃縮されているＵ
−235/U238が好ましい。
シードブランケット炉心10は、シード18とブランケッ
ト20との間でパワーを分け合うように、以下の簡略化し
た式に基づいて操作される。
ト20との間でパワーを分け合うように、以下の簡略化し
た式に基づいて操作される。
Pb/Ps＝ε（Kb/（１−Kb））（（Ks-1）Ks 上述の式において、KsとKbはシードとブランケットに
おけるそれぞれの増倍率である。PsとPbはシードとブラ
ンケットで生成されるパワー、εは係数で１よりも僅か
に大きい。シード増倍率Ksは１よりも大きく、ブランケ
ット増倍率Kbは１よりも小さい。このように、ブランケ
ットは決定的なものではなく、シードがブランケットへ
の中性源として機能する。
おけるそれぞれの増倍率である。PsとPbはシードとブラ
ンケットで生成されるパワー、εは係数で１よりも僅か
に大きい。シード増倍率Ksは１よりも大きく、ブランケ
ット増倍率Kbは１よりも小さい。このように、ブランケ
ットは決定的なものではなく、シードがブランケットへ
の中性源として機能する。
トリウムから製造されるエネルギー量を最大にするた
めには、ブランケット20で製造される炉心パワーの分裂
を出来るだけ高くすることが必要である。これはKsを出
来るだけ大きくすることにより得られ、Ksを1.70まで大
きくして、Kbを約0.85から1.0の間で選択することによ
り決定されている。
めには、ブランケット20で製造される炉心パワーの分裂
を出来るだけ高くすることが必要である。これはKsを出
来るだけ大きくすることにより得られ、Ksを1.70まで大
きくして、Kbを約0.85から1.0の間で選択することによ
り決定されている。
シード18中でＵ−235により吸収される中性子の数は
最小にしなければならない。Ｕ−235に吸収される中性
子の多くは、超高吸収率のエネルギー区間により示され
る共振エネルギー領域と呼ばれるものの中にある。他
方、Ｕ−235における分裂の多くは熱領域中において低
エネルギーで生じ、そこでは平均の中性子エネルギーは
軽水減速材の周辺温度とほぼ同等である。シード18の水
含有量を実用レベルまで高くすることにより、共振領域
における中性子の数が減少し、そのために僅かな中性子
しかＵ−238に捕獲されない。
最小にしなければならない。Ｕ−235に吸収される中性
子の多くは、超高吸収率のエネルギー区間により示され
る共振エネルギー領域と呼ばれるものの中にある。他
方、Ｕ−235における分裂の多くは熱領域中において低
エネルギーで生じ、そこでは平均の中性子エネルギーは
軽水減速材の周辺温度とほぼ同等である。シード18の水
含有量を実用レベルまで高くすることにより、共振領域
における中性子の数が減少し、そのために僅かな中性子
しかＵ−238に捕獲されない。
Ｕ−238の捕獲量が減少することにより、２つの好ま
しい結果が得られる。まず、シードの増倍率Ksが上昇し
て、上述のように、ブランケット中で製造される炉心パ
ワーの分裂が増加する。次に、プルトニウムを形成する
のはＵ−238の捕獲した中性子であることから、最少の
プルトニウムしか形成されない。
しい結果が得られる。まず、シードの増倍率Ksが上昇し
て、上述のように、ブランケット中で製造される炉心パ
ワーの分裂が増加する。次に、プルトニウムを形成する
のはＵ−238の捕獲した中性子であることから、最少の
プルトニウムしか形成されない。
シード領域18に入れることができる水の量は、燃料ロ
ッド22に対して十分な空間を用意し、これにより適正量
の熱を除去することができることの必要性から制限され
る。燃料ロッドの容積と表面積は、炉心のパワー密度が
原子炉の冷却システムにより指令される操業限界を超え
て上昇するところまで減少してはならない。ウラン／ジ
ルコニウム合金無しで酸化物燃料よりも高い熱伝導性を
有するシード燃料要素22を製造することにより、シード
18中の水減速材対燃料容積比を４又は５から１とするこ
とができる。従来のウラン炉心では、２から１以下であ
った。したがって、シード18における水減速材対燃料比
は約2.5から5.0の間（最も好ましくは、3.0と3.5の間）
で選ばれる。
ッド22に対して十分な空間を用意し、これにより適正量
の熱を除去することができることの必要性から制限され
る。燃料ロッドの容積と表面積は、炉心のパワー密度が
原子炉の冷却システムにより指令される操業限界を超え
て上昇するところまで減少してはならない。ウラン／ジ
ルコニウム合金無しで酸化物燃料よりも高い熱伝導性を
有するシード燃料要素22を製造することにより、シード
18中の水減速材対燃料容積比を４又は５から１とするこ
とができる。従来のウラン炉心では、２から１以下であ
った。したがって、シード18における水減速材対燃料比
は約2.5から5.0の間（最も好ましくは、3.0と3.5の間）
で選ばれる。
シード18における減速材対燃料比を高くすることの別
の利点は、これによりシード18中で製造される高濃度放
射性廃棄物の量を実質的に減少できることである。特
に、シードスペクトルは高水分裂により極めて熱が高い
ので、超ウラン元素が殆ど製造されないか、アクチニド
が少ししか製造されない。地下貯蔵庫に極めて長期間貯
蔵しなければならないのは、数100万年もの半減期を有
するアクチニドである。したがって、非拡散的炉心10か
ら少ししかアクチニドを生じない事と相俟って、10年寿
命のブランケットは少しの放射性廃棄物しか生じない
し、長期間に亘って熱を生じることもない。これによ
り、地下貯蔵用のスペースが著しく減少する。また、通
常運転ではホウ素酸は水減速材に溶解しないので、低レ
ベル廃棄物も幾分減少し、そのためにリチウムも炉心で
生成されることがない。水減速材にホウ素酸を使用しな
い理由は、ブランケット領域20における増倍率を不必要
に減少するからである。
の利点は、これによりシード18中で製造される高濃度放
射性廃棄物の量を実質的に減少できることである。特
に、シードスペクトルは高水分裂により極めて熱が高い
ので、超ウラン元素が殆ど製造されないか、アクチニド
が少ししか製造されない。地下貯蔵庫に極めて長期間貯
蔵しなければならないのは、数100万年もの半減期を有
するアクチニドである。したがって、非拡散的炉心10か
ら少ししかアクチニドを生じない事と相俟って、10年寿
命のブランケットは少しの放射性廃棄物しか生じない
し、長期間に亘って熱を生じることもない。これによ
り、地下貯蔵用のスペースが著しく減少する。また、通
常運転ではホウ素酸は水減速材に溶解しないので、低レ
ベル廃棄物も幾分減少し、そのためにリチウムも炉心で
生成されることがない。水減速材にホウ素酸を使用しな
い理由は、ブランケット領域20における増倍率を不必要
に減少するからである。
ブランケット領域20における減速材対燃料比はまた重
要なパラメータであるが、別の条件に支配される。特
に、シード燃料要素から生じる多くの中性子を吸収する
ことによって大量の水がKbを低下させ、それにより中性
子をトリウムから取り去るので、ブランケット20中の状
態はさらに複雑である。他方、ブランケット中に僅かで
も水があれば、プロトアクチニウムの損失が促進され
る。トリウム中性子を吸収すると、プロトアクチニウム
を形成し、これは27.4日の半減期の後、崩壊して核分裂
性のＵ−233になる。この間、プロトアクチニウムは、
あまり中性子を吸収して非核分裂性のＵ−234を形成す
ることがない。したがって、中性子とＵ−233核の両方
が失われる。研究結果は、その損失を最小にするために
は、ブランケット20中の水／燃料の比を約1.5から2.0の
間で（好ましくは約1.7に）最適値を選択すべきである
ことを示している。
要なパラメータであるが、別の条件に支配される。特
に、シード燃料要素から生じる多くの中性子を吸収する
ことによって大量の水がKbを低下させ、それにより中性
子をトリウムから取り去るので、ブランケット20中の状
態はさらに複雑である。他方、ブランケット中に僅かで
も水があれば、プロトアクチニウムの損失が促進され
る。トリウム中性子を吸収すると、プロトアクチニウム
を形成し、これは27.4日の半減期の後、崩壊して核分裂
性のＵ−233になる。この間、プロトアクチニウムは、
あまり中性子を吸収して非核分裂性のＵ−234を形成す
ることがない。したがって、中性子とＵ−233核の両方
が失われる。研究結果は、その損失を最小にするために
は、ブランケット20中の水／燃料の比を約1.5から2.0の
間で（好ましくは約1.7に）最適値を選択すべきである
ことを示している。
シード領域18は、SBU12で全体容積の約25から40パー
セントの容積を有する。その値範囲はまた相反する条件
をもとに決定される。まず、炉心10は出来るだけ多くの
トリウムを燃焼して、これによりブランケット領域20を
実用的な大きさにするようにするように設計する。他
方、シード領域18は、そこでのエネルギー密度が上述の
理由から過度に高く上がらないように、あまり小さくす
ることは出来ない。これらの相反する条件のバランスを
最適に保つために、25から40パーセントの範囲が決定さ
れている。
セントの容積を有する。その値範囲はまた相反する条件
をもとに決定される。まず、炉心10は出来るだけ多くの
トリウムを燃焼して、これによりブランケット領域20を
実用的な大きさにするようにするように設計する。他
方、シード領域18は、そこでのエネルギー密度が上述の
理由から過度に高く上がらないように、あまり小さくす
ることは出来ない。これらの相反する条件のバランスを
最適に保つために、25から40パーセントの範囲が決定さ
れている。
SBU12の設計に関して別の重要な点は中央のシード／
環状ブランケットの形状である。本出願人による上述の
既に発行された国際公開No./WO85/01826号では、シード
−ブランケットコア（炉心）が開示されており、そこで
は内側の中央ブランケット部と外側の外周ブランケット
部の両方を備えた環状シードを採用している。このよう
な配置は非拡散的にすることができない。その理由は、
薄い環状のシードは対応する小さな「光学的厚さ」を有
し、これによりシードスペクトルが内側と外側のブラン
ケット部の硬質スペクトルにより支配されるからであ
る。そのために高加熱中性子エネルギーを生じ、シード
中に大量のPu−239が発生する。SBU12の中央シード配置
は、シード部18の厚みを、シード部18をブランケット部
20を通ってシード部18に入る熱中性子との過剰な相互作
用を避けるのに十分な厚みとすることで、この欠点は解
消できる。
環状ブランケットの形状である。本出願人による上述の
既に発行された国際公開No./WO85/01826号では、シード
−ブランケットコア（炉心）が開示されており、そこで
は内側の中央ブランケット部と外側の外周ブランケット
部の両方を備えた環状シードを採用している。このよう
な配置は非拡散的にすることができない。その理由は、
薄い環状のシードは対応する小さな「光学的厚さ」を有
し、これによりシードスペクトルが内側と外側のブラン
ケット部の硬質スペクトルにより支配されるからであ
る。そのために高加熱中性子エネルギーを生じ、シード
中に大量のPu−239が発生する。SBU12の中央シード配置
は、シード部18の厚みを、シード部18をブランケット部
20を通ってシード部18に入る熱中性子との過剰な相互作
用を避けるのに十分な厚みとすることで、この欠点は解
消できる。
炉心10と各SBU12に対して基準となる炉心及び燃料ア
センブリのパラメータがそれぞれ以下の表１と表２に示
してある。これらのパラメータは、SBU燃料アセンブリ
と既存の（一般的な）VVER−1000プラントとの完全な整
合性を得るように選択されている。
センブリのパラメータがそれぞれ以下の表１と表２に示
してある。これらのパラメータは、SBU燃料アセンブリ
と既存の（一般的な）VVER−1000プラントとの完全な整
合性を得るように選択されている。
各シードサイクル中の反応度を更に制御するために、
SBU12は図３に示すように変更して、複数の可変ポイン
ズンロッド28と30を含めることができる。これらのポイ
ズンロッドはシード部18に離れて配置されている。図３
に示す実施形態では、第１グループの可燃ポイズンロッ
ド28は、WABAとして知られており、従来のPWR燃料装置
で現在も利用されている標準的なウェスチンハウスの可
燃ポイズンロッドを有する。これらのロッドは、ボロン
−10、ボロン−11、炭素、アルミニウム及び酸素からな
る複合材料で形成されている。第２グループの可燃ポイ
ズンロッド30はウラン／ジルコアロイ・シード燃料ロッ
ドを有し、このロッドは少量の天然ガドリニウムを含む
ように改良されている。可燃ポイズンロッド28と30の数
と組み合わせは必要に応じて変更できる。図３に示す実
施形態では、各SBU12が12個のWABA28と６個のガドリニ
ウム／燃料ロッド30を有する。
SBU12は図３に示すように変更して、複数の可変ポイン
ズンロッド28と30を含めることができる。これらのポイ
ズンロッドはシード部18に離れて配置されている。図３
に示す実施形態では、第１グループの可燃ポイズンロッ
ド28は、WABAとして知られており、従来のPWR燃料装置
で現在も利用されている標準的なウェスチンハウスの可
燃ポイズンロッドを有する。これらのロッドは、ボロン
−10、ボロン−11、炭素、アルミニウム及び酸素からな
る複合材料で形成されている。第２グループの可燃ポイ
ズンロッド30はウラン／ジルコアロイ・シード燃料ロッ
ドを有し、このロッドは少量の天然ガドリニウムを含む
ように改良されている。可燃ポイズンロッド28と30の数
と組み合わせは必要に応じて変更できる。図３に示す実
施形態では、各SBU12が12個のWABA28と６個のガドリニ
ウム／燃料ロッド30を有する。
いずれの型式の可燃ポイズンロッドもそれぞれの利点
を有する。WABAは各反応燃料サイクルの終了まで均一な
反応度制御が得られ、ガドリニウム／燃料ロッド30は炉
サイクルライフの最初の３分の１について大きな負反応
入力が得られる。図４は、４つのシード制御条件（ポイ
ズンなし、ガドリニウムポイズン、ボロンポイズン、ガ
ドリニウムとボロンの混合ポイズン）のそれぞれについ
て、フルパワー稼動日数の関数としてSBU12のそれぞれ
における反応度レベルＫを示す。図示するように、両方
の型式のポイズンを組み合わせた制御は最も平坦な反応
度曲線が得られた。
を有する。WABAは各反応燃料サイクルの終了まで均一な
反応度制御が得られ、ガドリニウム／燃料ロッド30は炉
サイクルライフの最初の３分の１について大きな負反応
入力が得られる。図４は、４つのシード制御条件（ポイ
ズンなし、ガドリニウムポイズン、ボロンポイズン、ガ
ドリニウムとボロンの混合ポイズン）のそれぞれについ
て、フルパワー稼動日数の関数としてSBU12のそれぞれ
における反応度レベルＫを示す。図示するように、両方
の型式のポイズンを組み合わせた制御は最も平坦な反応
度曲線が得られた。
従来の制御ロッドを用いて、原子炉の炉心における過
剰な反応を抑制するのが好ましい。また、制御ロッドは
原子炉の緊急シャットダウン（スクラム）や、Xe変動に
より生じるパワー過渡や減速材温度の変化を解消するの
に制御ロッドを用いることもできる。制御ロッドは制御
ロッドクラスタ（CRC）に各CRC当たり12個の制御ロッド
と共に組み合わされる。表１に示すように、各SBU12に
一つのCRCを含める必要はなく、炉心中の163個のSBUの
各61個について一つのCRCを設ければ十分であることが
計算から示されている。
剰な反応を抑制するのが好ましい。また、制御ロッドは
原子炉の緊急シャットダウン（スクラム）や、Xe変動に
より生じるパワー過渡や減速材温度の変化を解消するの
に制御ロッドを用いることもできる。制御ロッドは制御
ロッドクラスタ（CRC）に各CRC当たり12個の制御ロッド
と共に組み合わされる。表１に示すように、各SBU12に
一つのCRCを含める必要はなく、炉心中の163個のSBUの
各61個について一つのCRCを設ければ十分であることが
計算から示されている。
非拡散型軽水トリウム原子炉の炉心10の運転では、ワ
ンス一スルー燃料サイクルが採用され、そこではシード
領域18とブランケット領域20の両方のすべての燃料ロッ
ドが炉心中で一回だけ使用される。しかし、独特な燃料
管理計画が採用され、そこではシード燃料アセンブリと
ブランケット燃料アセンブリが別々の燃料管理方針に従
う。特に、各シード燃料ロッド22は炉心中に１シードサ
イクル（約13ヶ月）以上、また好ましくは３サイクル以
上留まるが、シードの僅か一部分（好ましくは1/3）が
各シードサイクルの終了時に交換される。炉心10中のSB
U12の位置は各シードサイクルの終了時に動かされ、炉
心全体のパワー分布が改善される。反応に、各ブランケ
ット燃料ロッド24はブランケット20の全寿命期間（好ま
しくは９燃料サイクル又は10年）SBU12の中に留まる。
ンス一スルー燃料サイクルが採用され、そこではシード
領域18とブランケット領域20の両方のすべての燃料ロッ
ドが炉心中で一回だけ使用される。しかし、独特な燃料
管理計画が採用され、そこではシード燃料アセンブリと
ブランケット燃料アセンブリが別々の燃料管理方針に従
う。特に、各シード燃料ロッド22は炉心中に１シードサ
イクル（約13ヶ月）以上、また好ましくは３サイクル以
上留まるが、シードの僅か一部分（好ましくは1/3）が
各シードサイクルの終了時に交換される。炉心10中のSB
U12の位置は各シードサイクルの終了時に動かされ、炉
心全体のパワー分布が改善される。反応に、各ブランケ
ット燃料ロッド24はブランケット20の全寿命期間（好ま
しくは９燃料サイクル又は10年）SBU12の中に留まる。
シード−ブランケット配置及びこれに関連する炉心パ
ラメータと組み合わされた燃料管理計画により、シード
燃料要素22における約80から90％のウランが、これらを
炉心10から除去する前に消費される。その結果、使用済
シード燃料ロッド22は、元々装填されたＵ−235が殆ど
残っていないので、経済的でないし、核としての価値も
ない。
ラメータと組み合わされた燃料管理計画により、シード
燃料要素22における約80から90％のウランが、これらを
炉心10から除去する前に消費される。その結果、使用済
シード燃料ロッド22は、元々装填されたＵ−235が殆ど
残っていないので、経済的でないし、核としての価値も
ない。
また、このようにシード燃料ロッドは殆ど燃焼される
ので、シード18中で製造された少量のPu−239（約30kg/
年）を完全に変性するのに十分なPu−238を生じる。さ
らに、炉心10で製造された全プルトニウムの約８から９
％はPu−238である。Pu−238は熱を発し、これはPu−23
9（ウエポングドのプルトニウム）により発生する熱量
の約300倍もあるので、かかる高い比のPu−238は炉心に
より生じるプルトニウムが兵器目的に使用されるのを防
止する。特に、数多くの研究から、リアクタグレードの
プルトニウムは、兵器を０゜Fまで冷凍したところで、P
u−238の含有量が重量で4.9％以上であっても、兵器目
的に利用できないことが確認されている。これらの濃度
では、Pu−238で生じた熱は高性能爆薬を溶融し、プル
トニウムコアを結果的に溶融するか、少なくとも通常の
アルファ相をデルタ相へと相変化させる。相変化はその
密度を減少すると共に、実質的に臨界量を増加させる。
非拡散型炉心10は4.9％を超えるPu−238濃度を生じ、こ
れは効率的に排出されたプルトニウムを本質的に非拡散
なものとする。
ので、シード18中で製造された少量のPu−239（約30kg/
年）を完全に変性するのに十分なPu−238を生じる。さ
らに、炉心10で製造された全プルトニウムの約８から９
％はPu−238である。Pu−238は熱を発し、これはPu−23
9（ウエポングドのプルトニウム）により発生する熱量
の約300倍もあるので、かかる高い比のPu−238は炉心に
より生じるプルトニウムが兵器目的に使用されるのを防
止する。特に、数多くの研究から、リアクタグレードの
プルトニウムは、兵器を０゜Fまで冷凍したところで、P
u−238の含有量が重量で4.9％以上であっても、兵器目
的に利用できないことが確認されている。これらの濃度
では、Pu−238で生じた熱は高性能爆薬を溶融し、プル
トニウムコアを結果的に溶融するか、少なくとも通常の
アルファ相をデルタ相へと相変化させる。相変化はその
密度を減少すると共に、実質的に臨界量を増加させる。
非拡散型炉心10は4.9％を超えるPu−238濃度を生じ、こ
れは効率的に排出されたプルトニウムを本質的に非拡散
なものとする。
マルチ式バッチ燃料管理計画が図5.1から図5.9に詳細
に示してあり、これは炉心10のSBU12のほぼ５分の１の
切断部分を示している。図5.1から図5.9は、９つのシー
ド燃料サイクルのそれぞれの燃料装填マップを示し、そ
れは一つのブランケット燃料サイクルに対応している。
燃料装填マップは採用される基本アプローチ（３つのバ
ッチ燃料管理計画）を反映している。これは、すべての
サイクルにおいて、過渡的な第１と第２のサイクルを除
いて、３つのシードバッチ（新しいもの、一度燃焼した
もの、二度燃焼したもの）が存在することを意味する。
これは再装填マップ上にF,O及びＴとしてそれぞれ示し
てある。再装填パターンに影響する別の主要因は可燃ポ
イズンの大量使用で、これらのポイズンは局部的なパワ
ーピークを抑制することができる。新しい燃料の大部分
は炉心周辺に装填されず、炉心の中央部分（位置6,8,10
及び12）内と周辺位置近傍（位置20,21,23,26及び32）
に主に分散される。図5.1から5.9に示す付加情報は、炉
心内のＵ−GdとWABAポイズンロッドの分布を示す。精密
な可燃ポイズンの分布は、再装填パターンの複雑さと、
本設計で使用されている低漏洩形状を反映している。CR
Cを有するSBUまたＣで示してある。
に示してあり、これは炉心10のSBU12のほぼ５分の１の
切断部分を示している。図5.1から図5.9は、９つのシー
ド燃料サイクルのそれぞれの燃料装填マップを示し、そ
れは一つのブランケット燃料サイクルに対応している。
燃料装填マップは採用される基本アプローチ（３つのバ
ッチ燃料管理計画）を反映している。これは、すべての
サイクルにおいて、過渡的な第１と第２のサイクルを除
いて、３つのシードバッチ（新しいもの、一度燃焼した
もの、二度燃焼したもの）が存在することを意味する。
これは再装填マップ上にF,O及びＴとしてそれぞれ示し
てある。再装填パターンに影響する別の主要因は可燃ポ
イズンの大量使用で、これらのポイズンは局部的なパワ
ーピークを抑制することができる。新しい燃料の大部分
は炉心周辺に装填されず、炉心の中央部分（位置6,8,10
及び12）内と周辺位置近傍（位置20,21,23,26及び32）
に主に分散される。図5.1から5.9に示す付加情報は、炉
心内のＵ−GdとWABAポイズンロッドの分布を示す。精密
な可燃ポイズンの分布は、再装填パターンの複雑さと、
本設計で使用されている低漏洩形状を反映している。CR
Cを有するSBUまたＣで示してある。
炉心寿命の最初、すなわちサイクル１では、すべての
新しいシード燃料アセンブリが装填される。適当な放射
線パワー分布を得るために、３つの異なるウラン濃度と
重量割合が使用されている。図5.1に示すように、SBU12
の最初の３分の１は9.5容積％のウラン（重量で12％ま
で濃縮されたＵ−235）を有するシード燃料ロッドを備
え、SBU12の次の３分の１は14.5容積％のウラン（重量
で17％まで濃縮されたＵ−235）を有するシード燃料ロ
ッドを備え、SBU12の残り３分の１は17容積％のウラン
（重量で20％まで濃縮されたＵ−235）を有するシート
燃料ロッドを備えている。目標とする新しい燃料濃度は
20重量％のＵ−235を含むもので、これは後のサイクル
３から９のそれぞれで使用される。このように、サイク
ル１とサイクル２は過渡サイクルで、サイクル３から９
が準平衡サイクルである。新しい燃料濃度はウランが20
重量％で一定である、U/Zr合金におけるウランの重量は
300日のフルパワー稼動（一つのシード燃料サイクルに
相当）を保障するように変化させた。通常、原子炉は全
燃料サイクル中にフルパワーで稼動することはないの
で、シード燃料サイクルの実際の長さは約13ヶ月と評価
される。
新しいシード燃料アセンブリが装填される。適当な放射
線パワー分布を得るために、３つの異なるウラン濃度と
重量割合が使用されている。図5.1に示すように、SBU12
の最初の３分の１は9.5容積％のウラン（重量で12％ま
で濃縮されたＵ−235）を有するシード燃料ロッドを備
え、SBU12の次の３分の１は14.5容積％のウラン（重量
で17％まで濃縮されたＵ−235）を有するシード燃料ロ
ッドを備え、SBU12の残り３分の１は17容積％のウラン
（重量で20％まで濃縮されたＵ−235）を有するシート
燃料ロッドを備えている。目標とする新しい燃料濃度は
20重量％のＵ−235を含むもので、これは後のサイクル
３から９のそれぞれで使用される。このように、サイク
ル１とサイクル２は過渡サイクルで、サイクル３から９
が準平衡サイクルである。新しい燃料濃度はウランが20
重量％で一定である、U/Zr合金におけるウランの重量は
300日のフルパワー稼動（一つのシード燃料サイクルに
相当）を保障するように変化させた。通常、原子炉は全
燃料サイクル中にフルパワーで稼動することはないの
で、シード燃料サイクルの実際の長さは約13ヶ月と評価
される。
B.プルトニウム炉（インシナレータ） 本発明に係る第２の好適な実施形態は、プルトニウム
炉として知られている別のシード−ブランケット型炉心
のデザインである。名前が示すように、本発明に係るこ
の実施形態の目的は出来るだけ多くのウエポングレード
又はリアクタグレードのプルトニウムを消費することに
ある。これは、ブランケット中のトリウム燃料から出来
るだけ多くのエネルギを取り出す本発明に係る第１の好
適な実施形態の目的と対照的である。以下に詳細に説明
するように、プルトニウム炉の目的は全く異なるので、
全く異なる炉心パラメータを用いなければならない。
炉として知られている別のシード−ブランケット型炉心
のデザインである。名前が示すように、本発明に係るこ
の実施形態の目的は出来るだけ多くのウエポングレード
又はリアクタグレードのプルトニウムを消費することに
ある。これは、ブランケット中のトリウム燃料から出来
るだけ多くのエネルギを取り出す本発明に係る第１の好
適な実施形態の目的と対照的である。以下に詳細に説明
するように、プルトニウム炉の目的は全く異なるので、
全く異なる炉心パラメータを用いなければならない。
プルトニウム炉の好適な実施形態が図６に示してあ
り、これは炉心100を有し、この炉心は複数のSBU102で
形成されている。炉心10は略円形断面を有し、89個のSB
U102のそれぞれは四角形断面を有する。今一度留意すべ
きことは、炉心の大きさと形状は任意であり、必要に応
じて所望のパワー出力を達成し、及び／又は従来の炉心
のいかなる型式のものも再装着できるように変形できる
点である。
り、これは炉心100を有し、この炉心は複数のSBU102で
形成されている。炉心10は略円形断面を有し、89個のSB
U102のそれぞれは四角形断面を有する。今一度留意すべ
きことは、炉心の大きさと形状は任意であり、必要に応
じて所望のパワー出力を達成し、及び／又は従来の炉心
のいかなる型式のものも再装着できるように変形できる
点である。
各SBU102は中央シード領域104と環状のブランケット
領域106を有する。本実施形態では、シード領域104によ
り占有されるSBU容積の全体比は、出来るだけ多くのプ
ルトニウムをシード中で燃焼できるように、出来るだけ
大きく（好ましくは約45から55％）選択されている。任
意の適当な材料（例えば、トリウム酸化物）からなるリ
フレクタ108が炉心102を囲っている。
領域106を有する。本実施形態では、シード領域104によ
り占有されるSBU容積の全体比は、出来るだけ多くのプ
ルトニウムをシード中で燃焼できるように、出来るだけ
大きく（好ましくは約45から55％）選択されている。任
意の適当な材料（例えば、トリウム酸化物）からなるリ
フレクタ108が炉心102を囲っている。
SBU102の一つの好適な形態が図７に示してある。図示
するように、シード領域104は、プルトニウム（ウエポ
ングレード又はリアクタグレード）とジルコニウムとの
合金、又はこれに代えてセメント燃料で形成された第１
の複数のシード燃料ロッド110からなる。制御ロッドピ
ンを収容するために、複数のウォータホール112が均一
に間隔をあけてシード領域104に置かれている。また、
第１と第２の複数の可燃ポイズンロッド114と116がシー
ド領域104の全体に均一に配置されている。複数の可燃
ポイズンロッド114はシード燃料とガドリニウムとの混
合物で形成するのが好ましい。これらポイズンロッドは
２種類のもの、すなわちガドリニウム濃度0.36g/ccの第
１のタイプと、ガドリニウム濃度0.72g/ccの第２のタイ
プのものがあり得る。可燃ポイズンロッド116は従来のW
ABAポイズンロッドで構成するのが好ましい。２種類の
可燃ポイズンロッド114と116の任意の組み合わせが必要
に応じて採用できる。
するように、シード領域104は、プルトニウム（ウエポ
ングレード又はリアクタグレード）とジルコニウムとの
合金、又はこれに代えてセメント燃料で形成された第１
の複数のシード燃料ロッド110からなる。制御ロッドピ
ンを収容するために、複数のウォータホール112が均一
に間隔をあけてシード領域104に置かれている。また、
第１と第２の複数の可燃ポイズンロッド114と116がシー
ド領域104の全体に均一に配置されている。複数の可燃
ポイズンロッド114はシード燃料とガドリニウムとの混
合物で形成するのが好ましい。これらポイズンロッドは
２種類のもの、すなわちガドリニウム濃度0.36g/ccの第
１のタイプと、ガドリニウム濃度0.72g/ccの第２のタイ
プのものがあり得る。可燃ポイズンロッド116は従来のW
ABAポイズンロッドで構成するのが好ましい。２種類の
可燃ポイズンロッド114と116の任意の組み合わせが必要
に応じて採用できる。
ブラケット領域106は、主にトリウム酸化物で形成さ
れた複数のブランケット燃料ロッド118を有する。初期
反応運転中にブランケット増倍率を高く保つために、少
量（約１容積％以下）のプルトニウム酸化物がブランケ
ット燃料ロッド116でトリウム酸化物と混合される。ま
た、Ｕ−232、Ｕ−234、Ｕ−236及びＵ−238のような非
核分裂性アイソトープにより炉の操業中にトリウム内に
形成されるＵ−233を変性するために、約２から５容積
％のウラン廃石（Ｕ−235アイソトープの大部分が除去
された天然ウラン）をトリウムに加えることが極めて大
切である。これは、上記非核分裂性アイソトープをそれ
自身が生じ得るブランケット燃料ロッドに少量の濃縮ウ
ランを加える第１実施形態と違って、プルトニウム炉で
ブラケット燃料ロッドに加えられるプルトニウムはこれ
らの非核分裂性アイソトープを生じ得ないことから必要
である。
れた複数のブランケット燃料ロッド118を有する。初期
反応運転中にブランケット増倍率を高く保つために、少
量（約１容積％以下）のプルトニウム酸化物がブランケ
ット燃料ロッド116でトリウム酸化物と混合される。ま
た、Ｕ−232、Ｕ−234、Ｕ−236及びＵ−238のような非
核分裂性アイソトープにより炉の操業中にトリウム内に
形成されるＵ−233を変性するために、約２から５容積
％のウラン廃石（Ｕ−235アイソトープの大部分が除去
された天然ウラン）をトリウムに加えることが極めて大
切である。これは、上記非核分裂性アイソトープをそれ
自身が生じ得るブランケット燃料ロッドに少量の濃縮ウ
ランを加える第１実施形態と違って、プルトニウム炉で
ブラケット燃料ロッドに加えられるプルトニウムはこれ
らの非核分裂性アイソトープを生じ得ないことから必要
である。
シード領域104における減速材対燃料容積比は従来の
炉心よりも相当高く選択される。しかし、このようにす
る理由は、本発明の非拡散的な実施形態における理由と
異なる。特に、減速材対燃料比は約2.5と3.5（好ましく
は、2.5と3.0の間）で選択される。これは、熱中性子ト
ラップをシード中に形成し、制御ポイズン反応度を上昇
し、原子炉を更に容易に制御できるようにしている。非
拡散型炉心の実施形態のように、ブランケット領域にお
ける減速材対燃料比は約1.5と2.0の間に選択される。
炉心よりも相当高く選択される。しかし、このようにす
る理由は、本発明の非拡散的な実施形態における理由と
異なる。特に、減速材対燃料比は約2.5と3.5（好ましく
は、2.5と3.0の間）で選択される。これは、熱中性子ト
ラップをシード中に形成し、制御ポイズン反応度を上昇
し、原子炉を更に容易に制御できるようにしている。非
拡散型炉心の実施形態のように、ブランケット領域にお
ける減速材対燃料比は約1.5と2.0の間に選択される。
本発明に係るプルトニウム炉の実施形態に対する主炉
心の値とSBUのパラメータの例が以下の表３と表４に示
してある。
心の値とSBUのパラメータの例が以下の表３と表４に示
してある。
プルトニウム炉の炉心100の運転時、シード燃料ロッ
ド110とブランケット燃料ロッド118は炉心中に２年間置
かれ、同時に排出される。この燃料再装填計画は、プル
トニウムの在庫減少速度の観点から最も望ましいが、ト
リウムの利用の観点からすれば最適とは言えないであろ
う。しかし、プルトニウム炉の炉心100の目的はプルト
ニウムの消費を極限まで増すことであるので、関心事で
はない。
ド110とブランケット燃料ロッド118は炉心中に２年間置
かれ、同時に排出される。この燃料再装填計画は、プル
トニウムの在庫減少速度の観点から最も望ましいが、ト
リウムの利用の観点からすれば最適とは言えないであろ
う。しかし、プルトニウム炉の炉心100の目的はプルト
ニウムの消費を極限まで増すことであるので、関心事で
はない。
燃料管理計画は、標準的な外−内パターンを有する２
バッチ炉心を採用している。１回及び２回燃焼された燃
料アセンブリに対する再装填の構成と蓄積バーンアップ
が図８の炉心マップに示してある。一度燃焼されたアセ
ンブリ用のバーンアップは約15GWD/Tで、廃棄燃料は平
均すると約3115GWD/Tである。３つの異なる型式の燃料
アセンブリが図８の炉心マップに示してある。型式Ａの
アセンブリは20個のガドリニウム系可燃ポイズンロッド
14を採用しており、各ポイズンロッドはガドリニウム濃
度0.36g/ccである。型式Ｂのアセンブリも20個のガドリ
ニウム系可燃ポイズンロッド114を有するが、これらの
ガイドリニウム濃度0.72g/ccである。型式Ｃのアセンブ
リは、20個のWABA可燃ポイズンロッド116の外に、20個
のガドリニウム系可燃ポイズンロッド114を有し、この
ポイズンロッドはガドリニウム濃度0.72g/ccである。
バッチ炉心を採用している。１回及び２回燃焼された燃
料アセンブリに対する再装填の構成と蓄積バーンアップ
が図８の炉心マップに示してある。一度燃焼されたアセ
ンブリ用のバーンアップは約15GWD/Tで、廃棄燃料は平
均すると約3115GWD/Tである。３つの異なる型式の燃料
アセンブリが図８の炉心マップに示してある。型式Ａの
アセンブリは20個のガドリニウム系可燃ポイズンロッド
14を採用しており、各ポイズンロッドはガドリニウム濃
度0.36g/ccである。型式Ｂのアセンブリも20個のガドリ
ニウム系可燃ポイズンロッド114を有するが、これらの
ガイドリニウム濃度0.72g/ccである。型式Ｃのアセンブ
リは、20個のWABA可燃ポイズンロッド116の外に、20個
のガドリニウム系可燃ポイズンロッド114を有し、この
ポイズンロッドはガドリニウム濃度0.72g/ccである。
プルトニウム炉の炉心100におけるPu−239の年間装填
量は約1350kgである。毎年、全プルトニウムのうちの約
850kgを正味破壊され、500kgのプルトニウムが炉から排
出される。しかし、残りの残留プルトニウムは別のプル
トニウムアイソトープPu−240,241及び242の形をしてい
るので、僅か約200kgのPu−239が残留だけである。シー
ド−ブランケットの概念を利用した標準サイズのLWR燃
料アセンブリは同等の結果が得られるであろう。
量は約1350kgである。毎年、全プルトニウムのうちの約
850kgを正味破壊され、500kgのプルトニウムが炉から排
出される。しかし、残りの残留プルトニウムは別のプル
トニウムアイソトープPu−240,241及び242の形をしてい
るので、僅か約200kgのPu−239が残留だけである。シー
ド−ブランケットの概念を利用した標準サイズのLWR燃
料アセンブリは同等の結果が得られるであろう。
シード−ブランケット型原子炉でPu−239を焼却する
ためにトリウム燃料サイクルを使用することの利点は、
トリウムの中性子特性（すなわち、その高温度吸収断
面）から得られる。そのために初期にPuの在庫が多くな
り、さらに単位エネルギー当たりのPu消費量が高くな
る。Pu核分裂性材料を備えたトリウムブランケットを運
転すると、高いPuエネルギー分担性と、効率的なPu焼却
性が得られる。
ためにトリウム燃料サイクルを使用することの利点は、
トリウムの中性子特性（すなわち、その高温度吸収断
面）から得られる。そのために初期にPuの在庫が多くな
り、さらに単位エネルギー当たりのPu消費量が高くな
る。Pu核分裂性材料を備えたトリウムブランケットを運
転すると、高いPuエネルギー分担性と、効率的なPu焼却
性が得られる。
従来の均質な軽水炉（LWR）の炉心設計を使用するこ
とには制御の問題がある。標準的な制御機構の反応度は
著しく低いが、Puに基づく燃料サイクルの過剰な反応度
は同様のウラン系サイクルの値と同一である。Pu系燃料
は、極めて高い熱吸収断面に特徴があり、これは熱中性
子に対する制御ポイズン材料と競合する。従来の均質な
アセンブリ設計の結果は、制御ロッド、可溶性ボロン及
び可燃ポイズンの有効性が、従来のLWRの値に比べると
約２桁だけ減少することを示している。この問題に対す
る解決策は、別の制御機構の反応制御値を改善するこ
と、例えばさらに高性能の吸収装置を利用したり、炉心
の減速材対燃料容積比を大きくすることである。遺憾な
がら、このような解決策は、原子炉における安全性や経
済性のパラメータについて逆の効果を有する。
とには制御の問題がある。標準的な制御機構の反応度は
著しく低いが、Puに基づく燃料サイクルの過剰な反応度
は同様のウラン系サイクルの値と同一である。Pu系燃料
は、極めて高い熱吸収断面に特徴があり、これは熱中性
子に対する制御ポイズン材料と競合する。従来の均質な
アセンブリ設計の結果は、制御ロッド、可溶性ボロン及
び可燃ポイズンの有効性が、従来のLWRの値に比べると
約２桁だけ減少することを示している。この問題に対す
る解決策は、別の制御機構の反応制御値を改善するこ
と、例えばさらに高性能の吸収装置を利用したり、炉心
の減速材対燃料容積比を大きくすることである。遺憾な
がら、このような解決策は、原子炉における安全性や経
済性のパラメータについて逆の効果を有する。
トリウム系のシード−ブランケット設計はこの問題に
対して独特な解決策を提供し、これは経済的又は運転上
の不利益を有するものでない。制御ロッド及び／又は可
燃ポイズンロッドは各SBU102のシード領域104だけに配
置されるので、シード部のパワー密度が炉心平均よりも
高いことからそれらの制御効果は実質的に良くなる。こ
のように、シード中における中性子の重要性が極めて高
く、これにより制御ロッドやポイズンロッドの反応度が
上昇する。また、シード領域における高い減速材／燃料
容積比がSBU中のパワー分布を改善すると共に、シード
内の熱中性子トラップを形成し、これにより制御ポイズ
ンの反応度を増大する。
対して独特な解決策を提供し、これは経済的又は運転上
の不利益を有するものでない。制御ロッド及び／又は可
燃ポイズンロッドは各SBU102のシード領域104だけに配
置されるので、シード部のパワー密度が炉心平均よりも
高いことからそれらの制御効果は実質的に良くなる。こ
のように、シード中における中性子の重要性が極めて高
く、これにより制御ロッドやポイズンロッドの反応度が
上昇する。また、シード領域における高い減速材／燃料
容積比がSBU中のパワー分布を改善すると共に、シード
内の熱中性子トラップを形成し、これにより制御ポイズ
ンの反応度を増大する。
C.要約 要約すれば、本発明は、２つの新規なトリウム系シー
ド−ブランケット型原子炉の炉心配置を提供するもの
で、その配置は、核の拡散やウエポングレードの核燃料
の破壊の問題に対して経済的で実行可能な解決策を提供
し、同時に、経済的に確かな電力源を提供するという点
で特に有効なものである。本発明の非拡散型の実施形態
は、その核燃料又は核廃棄物（これらは核兵器の目的に
使用できない。）が核兵器に利用されるという問題を解
消するものであるから、低開発国で使用するのに理想的
である。プルトニウム炉の実施形態は、貯蔵兵器やリア
クタグレードのプルトニウムを都合良く破壊できる優れ
た手段を提供することに使用するのに特に魅力的であ
る。いずれの実施形態においても、シード−ブランケッ
ト型の炉心配置は所望の結果を得るために必要である。
これが無ければ、非拡散型実施形態は動作せず、すなわ
ち拡散型の廃棄物を生じることになる。プルトニウム炉
では、シード−ブランケット型の配置は、適正な炉の制
御を保障して、大量に新たなPu−239が生成されるのを
防止するために必要である。
ド−ブランケット型原子炉の炉心配置を提供するもの
で、その配置は、核の拡散やウエポングレードの核燃料
の破壊の問題に対して経済的で実行可能な解決策を提供
し、同時に、経済的に確かな電力源を提供するという点
で特に有効なものである。本発明の非拡散型の実施形態
は、その核燃料又は核廃棄物（これらは核兵器の目的に
使用できない。）が核兵器に利用されるという問題を解
消するものであるから、低開発国で使用するのに理想的
である。プルトニウム炉の実施形態は、貯蔵兵器やリア
クタグレードのプルトニウムを都合良く破壊できる優れ
た手段を提供することに使用するのに特に魅力的であ
る。いずれの実施形態においても、シード−ブランケッ
ト型の炉心配置は所望の結果を得るために必要である。
これが無ければ、非拡散型実施形態は動作せず、すなわ
ち拡散型の廃棄物を生じることになる。プルトニウム炉
では、シード−ブランケット型の配置は、適正な炉の制
御を保障して、大量に新たなPu−239が生成されるのを
防止するために必要である。
複数の好適な実施形態を用いて本発明を説明したが、
以下の請求の範囲で定義される本発明の範囲から逸脱す
ることなく、幾つもの変形や変更を加えてもよいと理解
すべきである。
以下の請求の範囲で定義される本発明の範囲から逸脱す
ることなく、幾つもの変形や変更を加えてもよいと理解
すべきである。
フロントページの続き (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21C 5/00 - 5/20
Claims (60)
- 【請求項１】複数のシード−ブランケット・ユニットを
有する炉心を備えた原子炉において、各シード−ブラン
ケット・ユニットは、 ａ） Ｕ−235とＵ−238を含む核分裂材料で形成された
シード燃料要素を含む中央のシード領域と、 ｂ） トリウムを有すると共に約10容積％以下の濃縮ウ
ランを有するブランケット燃料要素を有しかつ上記シー
ド領域を囲むようにその外周にのみ配置された環状のブ
ランケット領域と、 ｃ） 上記シード領域において、燃料に対して容積比で
約2.5から5.0の割合で含まれる減速材と、 ｄ） 上記ブランケット領域において、燃料に対して約
1.5から2.0の割合で含まれる減速材とを有する原子炉。 - 【請求項２】上記シード燃料要素はそれぞれウラン−ジ
ルコニウム合金からなる請求項１の原子炉。 - 【請求項３】上記シード領域は上記シード−ブランケッ
ト・ユニットの全容積の約25から40％を有する請求項１
の原子炉。 - 【請求項４】上記シード−ブランケット・ユニットの第
１のグループは第１のレベルまで濃縮されたウランを含
むシード燃料要素を含み、 上記シード−ブランケット・ユニットの第２のグループ
はより高い第２のレベルまで濃縮されたウランを含むシ
ード燃料要素を含み、 上記シード−ブランケット・ユニットの上記第１のグル
ープの上記シード燃料要素は１回の燃料サイクルの間は
上記炉心に残るように設計され、 上記シード−ブランケット・ユニットの上記第２のグル
ープの上記シード燃料要素は少なくとも２回のシード燃
料サイクルの間は上記炉心に残るように設計されている
請求項１の原子炉。 - 【請求項５】上記シード−ブランケット・ユニットの第
３のグループはさらに高い第３のウランレベルまで濃縮
されたシード燃料要素を含み、 上記シード−ブランケット・ユニットの上記第３のグル
ープの上記シード燃料要素は少なくとも３回のシード燃
料サイクルの間は上記炉心に残るように設計されている
請求項４の原子炉。 - 【請求項６】上記シード領域とブランケット領域の減速
材が軽水である請求項１の原子炉。 - 【請求項７】上記シード領域における燃料に対する減速
材の容積比が約3.0から3.5の範囲にある請求項１の原子
炉。 - 【請求項８】上記中央のシード領域はさらに複数の可燃
ポイズンロッドを有する請求項１の原子炉。 - 【請求項９】上記複数の可燃ポイズンロッドが、WABAポ
イズンロッドと、ガドリニウムを含むポイズンロッドと
を含む請求項８の原子炉。 - 【請求項１０】複数のシード−ブランケット・ユニット
を有する炉心を備えた原子炉において、上記シード−ブ
ランケット・ユニットは、 ａ） プルトニウムのシード燃料要素を含む中央のシー
ド領域と、 ｂ） 上記シード領域を囲み、少量のプルトニウム酸化
物を含むトリウム酸化物と少量のウラン廃石を有するブ
ランケット燃料要素を含むブランケット領域と、 ｃ） 上記シード領域において燃料に対して容積比で約
2.5から3.5の割合で含まれる減速材と、 ｄ） 上記ブランケット領域において燃料に対して容積
比で約1.5から2.0の割合で含まれる減速材と、 を有する原子炉。 - 【請求項１１】上記シード燃料要素はそれぞれプルトニ
ウム−ジルコニウム合金を含む、請求項10の原子炉。 - 【請求項１２】上記シード領域は、各シード−ブランケ
ット・ユニットの全容積の約45から55％を有する請求項
10の原子炉。 - 【請求項１３】上記ブランケット燃料要素は約１％以下
のプルトニウム酸化物を有する請求項10の原子炉。 - 【請求項１４】上記ブランケット燃料要素は約２から５
容積％のウラン廃石を有する請求項10の原子炉。 - 【請求項１５】上記シード領域における燃料に対する減
速材の容積比が約2.5から3.0の範囲にある請求項10の原
子炉。 - 【請求項１６】上記中央のシード領域は複数の可燃ポイ
ズンロッドを有する請求項10の原子炉。 - 【請求項１７】上記複数の可燃ポイズンロッドは、WABA
ポイズンロッドと、ガドリニウムを含むポイズンロッド
とを有する請求項16の原子炉。 - 【請求項１８】シード領域とブランケット領域とを有
し、上記シード領域は複数のウラン燃料ロッドを有し、
上記ブランケット領域はトリウム燃料ロッドを有する原
子炉の運転方法において、上記方法は、 ａ） 原子炉運転の初期に、上記シード領域に、第１と
第２のグループのウラン含有シード燃料要素を装填する
工程と、 ｂ） 運転初期に、上記ブランケット領域に、約10容積
％以下のウラン酸化物と混合されたトリウム酸化物を有
する複数のブランケット燃料要素を装填する工程と、 ｃ） 減速材対燃料容積比が約2.5から5.0の割合で、上
記シード領域に水減速材を提供する工程と、 ｄ） 減速材料対燃料容積比が約1.5から2.0の割合で、
上記ブランケット領域に水減速材を提供する工程と、 ｅ） 第１のシード燃料サイクルの終了時に上記第１の
グループのシード燃料要素を第１のグループの新しいシ
ード燃料要素と交換する工程と、 ｆ） 第２のシード燃料サイクルの終了時に上記第２の
グループのシード燃料要素を第２のグループの新しいシ
ード燃料要素と交換する工程と、 ｇ） 上記第１と第２のグループの新しいシード燃料要
素について上記工程ｅ）とｆ）を繰り返す工程と、 ｈ） 複数のシード燃料サイクルに対応した一回の上記
ブランケット燃料サイクルの終了時に上記ブランケット
燃料を交換する工程とを有する原子炉の運転方法。 - 【請求項１９】各グループのシード燃料要素は、それら
のウラン含有量が初期ウラン装填量の約20％以下になる
まで消費されるまで、上記炉心に留まる請求項18の方
法。 - 【請求項２０】上記原子炉の運転初期に上記シード領域
に第３のグループのウラン含有シード燃料要素を装填す
る工程と、第３のシード燃料サイクルの終了時に上記第
３のグループのシード燃料要素を第３の新しいシード燃
料要素と交換する工程とを有する請求項18の方法。 - 【請求項２１】上記シード燃料要素は、Ｕ−235とＵ−2
38を、Ｕ−235を約20％以下、Ｕ−238を約80％以上の比
率で含む核分裂性材料で形成されており、 上記ブランケット燃料要素は、トリウムと、20％以下の
Ｕ−235を有する約10％容積％の濃縮ウランとを有する
請求項１の原子炉。 - 【請求項２２】上記シード燃料要素はそれぞれウラン−
ジルコニウム合金からなる請求項21の原子炉。 - 【請求項２３】上記シード領域は上記シード−ブランケ
ット・ユニットの全容量の約25から40％を有する請求項
21の原子炉。 - 【請求項２４】上記シード−ブランケット・ユニットの
第１のグループは第１のレベルまで濃縮されたウランを
含むシード燃料要素を含み、 上記シード−ブランケット・ユニットの第２のグループ
はより高い第２のレベルまで濃縮されたウランを含むシ
ード燃料要素を含み、 上記シード−ブランケット・ユニットの上記第１のグル
ープの上記シード燃料要素は１回の燃料サイクルの間は
上記炉心に残るように設計され、 上記シード−ブランケット・ユニットの上記第２のグル
ープの上記シード燃料要素は少なくとも２回のシード燃
料サイクルの間は上記炉心に残るように設計されている
請求項21の原子炉。 - 【請求項２５】上記シード−ブランケット・ユニットの
第３のグループはさらに高い第３のウランレベルまで濃
縮されたシード燃料要素を含み、 上記シード−ブランケット・ユニットの上記第３のグル
ープの上記シード燃料要素は少なくとも３回のシード燃
料サイクルの間は上記炉心に残るように設計されている
請求項24の原子炉。 - 【請求項２６】上記シード領域とブランケット領域の減
速材が軽水である請求項21の原子炉。 - 【請求項２７】上記シード領域における燃料に対する減
速材の容積比が約3.0から3.5の範囲にある請求項21の原
子炉。 - 【請求項２８】上記中央のシード領域はさらに複数の可
燃ポイズンロッドを有する請求項21の原子炉。 - 【請求項２９】上記複数の可燃ポイズンロッドが、WABA
ポイズンロッドと、ガドリニウムを含むポイズンロッド
とを含む請求項28の原子炉。 - 【請求項３０】上記シード−ブランケット・ユニットは
それぞれ、加圧水炉内で上記シード−ブランケット・ユ
ニットの改装ができるように、六角形断面又は四角形断
面のいずれかを有する請求項１又は21の原子炉。 - 【請求項３１】軽水型原子炉の炉心であって、複数のシ
ード−ブランケット・ユニットを有し、上記シード−ブ
ランケット・ユニットは六角形と四角形を含む群から選
択された断面形状を有し、上記シード−ブランケット・
ユニットは、 ａ） 中央のシード領域であって、このシード領域は、 Ｕ−235−Ｕ−238とを有する核分裂性材料で形成された
複数のシード燃料要素と、 第１のレベルまで濃縮されたウランを含むシード燃料要
素を備えた上記シード−ブランケット・ユニットの第１
のグループと、 より高い第２のレベルまで濃縮されたウランを含むシー
ド燃料要素を備えた上記シード−ブランケット・ユニッ
トの第２のグループとを有し、 上記シード−ブランケット・ユニットの上記第１のグル
ープの上記シード燃料要素は１回の燃料サイクルの間は
上記炉心に残るように設計され、 上記シード−ブランケット・ユニットの上記第１のグル
ープの上記シード燃料要素は少なくとも２回のシード燃
料サイクルの間は上記炉心に残るように設計されている
中央シード領域と、 ｂ） 上記シード領域を囲み、トリウムを有すると共
に、約10容量％以下の濃縮ウランを有するブランケット
燃料要素を備えた環状のブランケット領域と、 ｃ） 上記シード領域において、燃料に対して容積比で
約2.5から5.0の割合で含まれる減速材と、 ｄ） 上記ブランケット領域において、燃料に対して約
1.5から2.0の割合で含まれる減速材とを有する原子炉の
炉心。 - 【請求項３２】上記シード領域は上記シード−ブランケ
ット・ユニットの全容積の約25から40％を有する請求項
31の原子炉。 - 【請求項３３】上記シード−ブランケット・ユニットの
第３のグループはさらに高い第３のウランレベルまで濃
縮されたシード燃料要素を含み、 上記シード−ブランケット・ユニットの上記第３のグル
ープの上記シード燃料要素は少なくとも３回のシード燃
料サイクルの間は上記炉心に残るように設計されている
請求項31の原子炉。 - 【請求項３４】上記シード燃料要素は、Ｕ−235とＵ−2
38を、Ｕ−235を約20％以下、Ｕ−238を約80％以上の比
率で含む核分裂性材料で形成されており、 上記ブランケット燃料要素は、トリウムと、20％以下の
Ｕ−235を有する約10％容積％の濃縮ウランとを有する
請求項31の原子炉。 - 【請求項３５】軽水型原子炉の炉心であって、複数のシ
ード−ブランケット・ユニットを有し、上記シード−ブ
ランケット・ユニットは六角形と四角形を含む群から選
択された断面形状を有し、上記シード−ブランケット・
ユニットは、 ａ） 上記シード−ブランケット・ユニットの全容積の
約25％から40％を有し、Ｕ−235とＵ−238を有する核分
裂性材料で形成されたシード燃料要素を有する中央シー
ド領域と、 ｂ） トリウムを有すると共に約10容積％以下の濃縮ウ
ランを有するブランケット燃料要素を有しかつ上記シー
ド領域を囲むようにその外周にのみ配置された環状のブ
ランケット領域と、 ｃ） 上記シード領域において、燃料に対して容積比で
約2.5から5.0の割合で含まれる減速材と、 ｄ） 上記ブランケット領域において、燃料に対して約
1.5から2.0の割合で含まれる減速材とを有する軽水型原
子炉の炉心。 - 【請求項３６】軽水型原子炉の炉心において、複数のシ
ード−ブランケット・ユニットを有し、各シード−ブラ
ンケット・ユニットは六角形と四角形からなる群から選
択された断面形状を有し、各シード−ブランケット・ユ
ニットは、 ａ） 中央シード領域であって、このシード領域は上記
シード−ブランケット・ユニットの全容積の約25％から
40％を有し、 Ｕ−235とU238を、Ｕ−235を約20％以下、Ｕ−238を約8
0％以上の比率で含む分裂性材料とで形成された複数の
シード燃料要素と、 第１のレベルまで濃縮されたウランを含むシート燃料要
素を備えた上記シード−ブランケット・ユニットの第１
のグループと、 より高い第２のレベルまで濃縮されたウランを含むシー
ド燃料要素を備えた上記シード−ブランケット・ユニッ
トの第２のグループとを有し、 上記シード−ブランケット・ユニットの上記第２のグル
ープの上記シード燃料要素は少なくとも２回のシード燃
料サイクルの間は上記炉心に残るように設計されている
中央シード領域と、 ｂ） 上記シード領域を囲み、トリウムを有すると共
に、約10容量％以下の濃縮ウランを有するブランケット
燃料要素を備えた環状のブランケット領域と、 ｃ） 上記シード領域において、燃料に対して容積比で
約2.5から5.0の割合で含まれる減速材と、 ｄ） 上記ブランケット領域において、燃料に対して約
1.5から2.0の割合で含まれる減速材とを有する原子炉の
炉心。 - 【請求項３７】少なくとも第１と第２のグループのシー
ド−ブランケット・ユニットを有し、上記それぞれのグ
ループのシード−ブランケット・ユニットは中央のシー
ド領域と環状のブラケット領域とを有する原子炉の炉心
を運転する方法において、上記方法は ａ） 上記第１のグループのシード−ブランケット・ユ
ニットに、第１のレベルまで濃縮されたウランを含む複
数のシード燃料要素を装填する工程と、 ｂ） 上記第２のグループのシード−ブランケット・ユ
ニットに、より高い第２のレベルまで濃縮されたウラン
を含む複数のシード燃料要素を装填する工程と、 ｃ） 上記第１と第２のグループのシード−ブランケッ
ト・ユニットのそれぞれに、約10重量％以下のウラン酸
化物と混合されたトリウム酸化物を含む複数のブランケ
ット燃料要素を装填する工程と、 ｄ） 上記第１と第２のグループの両方の上記シード−
ブランケット・ユニットの各シード領域に、減速材対燃
料容積比が約2.5から5.0の割合で、減速材を提供する工
程と、 ｅ） 上記第１と第２のグループの両方の上記シード−
ブランケット・ユニットの各ブランケット領域に、減速
材対燃料容積比が約1.5から2.0の割合で、減速材を提供
する工程と、 ｆ） 第１のシード燃料サイクルの終了時に、上記第１
のグループのシード−ブランケット・ユニットの上記シ
ード燃料要素を、第１のグループの新しいシード燃料要
素と交換する工程と、 ｇ） 第２のシード燃料サイクルの終了時に、上記第２
のグループのシード−ブランケット・ユニットの上記シ
ード燃料要素を、第２のグループの新しいシード燃料要
素と交換する工程と、 ｈ） 上記シード燃料サイクルの時間インターバルから
独立した時間インターバルを有するブランケット燃料サ
イクルの終了時に、上記第１と第２のグループの上記各
シード−ブランケット・ユニットの上記ブランケット燃
料要素を交換する工程とを有する方法。 - 【請求項３８】上記シード燃料サイクルの時間インター
バルは、各グループのシード燃料要素がそれらのウラン
装填物が初期ウラン装填物の約20％以下に劣化するまで
上記炉心に留まるように選択されている請求項37の方
法。 - 【請求項３９】上記炉心の上記シード−ブランケット・
ユニットの第３のグループのシード領域に、上記第１と
第２のレベルよりも高い第３のレベルまで濃縮されたウ
ランを含むシード燃料要素を装填する工程と、 上記シード−ブランケット・ユニットのブランケット領
域に、約10容積％以下のウラン酸化物と混合されたトリ
ウムを有する複数のブランケット燃料要素を装填する工
程と、 第３のシード燃料サイクルの終了時に、上記のグループ
のシード−ブランケット・ユニットのシード燃料要素を
第３のグループの新しいシード燃料要素と交換する工程
とを有する請求項37の方法。 - 【請求項４０】上記ブランケット燃料要素を交換する工
程はさらに、９回のシード燃料サイクルの終了時に、上
記各シード−ブランケット・ユニットの上記ブランケッ
ト燃料要素を交換する工程を有する請求項39の方法。 - 【請求項４１】上記原子炉の炉心には従来の加圧水型原
子炉の炉心が選択され、上記シード−ブランケット・ユ
ニットはそれぞれ、加水炉内で上記シード−ブランケッ
ト・ユニットの改装ができるように、六角形断面又は四
角形断面のいずれかを有する請求項37の方法。 - 【請求項４２】上記両グループの上記各シード燃料要素
は、Ｕ−235とＵ−238を、Ｕ−235を約20％以下、Ｕ−2
38を約80％以上の比率で含む核分裂性材料で形成されて
いる請求項37の方法。 - 【請求項４３】上記各シード−ブランケット・ユニット
の上記シード領域は、上記各シード−ブランケット・ユ
ニットの全容積の約25％から40％を有するように選択さ
れている請求項37の方法。 - 【請求項４４】上記炉心全体のパワー分布を調節するた
めに、各シード燃料サイクルの後に、上記炉心の上記シ
ード−ブランケット・ユニットを移動する工程を有する
請求項37の方法。 - 【請求項４５】第４と第７のシード燃料サイクルの終了
時に、上記第１のグループのシード−ブランケット・ユ
ニットのシード燃料要素を、上記第３のレベルまで濃縮
されたウランを含む新しいシード燃料要素に交換する工
程と、 第５と第８のシード燃料サイクルの終了時に、上記第２
のグループのシード−ブランケット・ユニットのシード
燃料要素を、上記第３のレベルまで濃縮されたウランを
含む新しいシード燃料要素に交換する工程と、 第６と第９のシード燃料サイクルの終了時に、上記第３
のグループのシード−ブランケット・ユニットのシード
燃料要素を、上記第３のレベルまで濃縮されたウランを
含む新しいシード燃料要素に交換する工程を有する請求
項39の方法。 - 【請求項４６】上記ブランケット燃料要素を交換する工
程は、第９のシード燃料サイクルの終了時に、上記第
１、第２及び第３のグループの上記各シード−ブランケ
ット・ユニットの上記ブランケット燃料要素を交換する
工程を含む請求項45の方法。 - 【請求項４７】上記第３のウラン濃縮レベルは、約20％
以下のＵ−235と約80％以上のＵ−238に選択される請求
項39の方法。 - 【請求項４８】上記第１と第２のウラン濃縮レベルは、
約12％のＵ−235と約88％のＵ−238、約17％のＵ−235
と約83％のＵ−238にそれぞれ選択される請求項47の方
法。 - 【請求項４９】上記シード領域に減速材を提供する工程
は、上記第１及び第２のグループの各シード−ブランケ
ット・ユニットの上記シード領域に、減速材対燃料の容
積比が約3.0から3.5の減速材を提供する工程を含む請求
項37の方法。 - 【請求項５０】原子炉用のシード−ブランケット・ユニ
ット燃料アセンブリであって、 ａ） ウラン235とウラン238とを有する濃縮ウランから
形成されたシード燃料要素を含み、上記燃料要素は減速
材を用いた処理中に燃料に対する減速材の体積比が0.2
から5.0の範囲にあるように構成されている中央シード
領域と、 ｂ） トリウムと体積で10％以下の濃縮ウランを含むブ
ランケット燃料要素を有し、上記ブランケット燃料要素
は減速材を用いた処理中に燃料に対する減速材の体積比
が1.5から2.0の範囲にあるように構成されており、上記
シード領域を囲むようにその外周にのみ配置された環状
ブランケット領域とを有するシード−ブランケット・ユ
ニット燃料アセンブリ。 - 【請求項５１】上記シード燃料要素がウラン−ジルコニ
ウム合金を有する請求項50のシード−ブランケット・ユ
ニット燃料アセンブリ。 - 【請求項５２】上記ブランケット燃料要素が混合された
トリウム−ウラン酸化物を有する請求項50のシード−ブ
ランケット・ユニット燃料アセンブリ。 - 【請求項５３】上記シード領域が、上記シード−ブラン
ケットユニットの全体積の25％から40％を有する請求項
50のシード−ブランケット・ユニット燃料アセンブリ。 - 【請求項５４】上記シード燃料要素は、上記シード領域
で減速材を用いた処理中に上記シード領域の燃料に対す
る減速材の体積比が3.0から3.5の範囲にある請求項50の
シード−ブランケット・ユニット燃料アセンブリ。 - 【請求項５５】上記中央シード領域が燃焼可能な複数の
ポイズンロッドを有する請求項50のシード−ブランケッ
ト・ユニット燃料アセンブリ。 - 【請求項５６】上記シード燃料要素は、ウラン235とウ
ラン238をウラン235が20％以下でウラン238が80％以上
の比率で有する濃縮ウランにより形成されており、上記
ブランケット燃料要素は、トリウムと、20％以下のウラ
ン235を有し且つ体積で10％以下の濃縮ウランとを有す
る請求項50のシード−ブランケット・ユニット燃料アセ
ンブリ。 - 【請求項５７】上記アセンブリは、軽水炉のシード−ブ
ランケット・ユニット燃料アセンブリの改装ができるよ
うに、六角形又は四角形のいずれかの断面を有する請求
項50のシード−ブランケット・ユニット燃料アセンブ
リ。 - 【請求項５８】原子炉用のシード−ブランケット・ユニ
ット燃料アセンブリであって、 ａ） シード燃料要素を有し、上記シード燃料要素はプ
ロトニウム−ジルコニウム合金を有し、上記シード燃料
要素は減速材を用いた処理中に燃料に対する減速材の体
積比が2.5から3.5であるように構成されている中央シー
ド領域と、 ｂ） 上記シード領域を囲み且つ体積で１％以下のプロ
トニウム酸化物をトリウム酸化物と体積で５％以下のウ
ラン廃石をを有するブランケット燃料要素を含み、上記
ブランケット燃料要素は減速材を用いた処理中に燃料に
対する減速材の体積比が1.5から2.0であるブランケット
領域とを有するシード−ブランケット・ユニット燃料ア
ンセンブリ。 - 【請求項５９】上記シード領域が、上記シード−ブラン
ケットユニットの全体積の45％から55％を有する請求項
58のシード−ブランケット・ユニット燃料アセンブリ。 - 【請求項６０】上記シード燃料要素は、上記シード領域
における減速材を用いた処理中に、上記シード領域にお
ける燃料に対する減速材の体積比が2.5から3.0の範囲に
あるように構成されている請求項58のシード−ブランケ
ット・ユニット燃料アセンブリ。 【請求項６０】上記中央シード領域が、可燃性のポイズ
ンを含む複数のロッドを有する請求項58のシード−ブラ
ンケット・ユニット燃料アセンブリ。
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