JPH0413677B2 - - Google Patents
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- JPH0413677B2 JPH0413677B2 JP57106856A JP10685682A JPH0413677B2 JP H0413677 B2 JPH0413677 B2 JP H0413677B2 JP 57106856 A JP57106856 A JP 57106856A JP 10685682 A JP10685682 A JP 10685682A JP H0413677 B2 JPH0413677 B2 JP H0413677B2
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- core
- region
- homogeneous
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- enrichment
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/18—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
- G21C5/20—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone wherein one zone contains fissile material and another zone contains breeder material
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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
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- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Crystals, And After-Treatments Of Crystals (AREA)
- Semiconductor Lasers (AREA)
Description
本発明は、炉心性能の向上を図つた高速増殖炉
に関する。 周知のように、高速増殖炉は原子炉の炉心で核
分裂等により発生する中性子を燃料親物質に吸収
させて新しい核分裂性物質を生産する所謂増殖を
行なわせ、これによつて燃料の有効利用が図れる
特徴を有する。このような高速増殖炉の炉心は一
般に円柱状に形成され、この炉心の周囲部を燃料
親物質からなる軸方向及び径方向ブランケツトで
囲設している。炉心には燃料として濃縮ラウンあ
るいはプルトニウムを富化したウランが装荷さ
れ、ブランケツトには燃料親物質として、例えば
天然ウランあるいは劣化ウランが装荷される。こ
の燃料親物質が炉心から漏れ出る中性子を捕獲す
ることにより、有用な核分裂性物質が生産され
る。 このような増殖作用の定量的な基準値として、
増殖率と倍増時間が挙げられる。増殖率は、核分
裂性物質の消費量に対する新核分裂性物質の生成
量の比率で表わされ、できるだけ高いことが望ま
しい。また、倍増時間は、原子炉に初めに装荷し
たのと同量の核分裂性物質を再生産するのに要す
る時間で、これは短いことが望まれ、この倍増時
間短縮化が高速増殖炉の改良上最も主眼とされて
いる。 倍増時間は、原子炉に初めに装荷する核分裂性
物質の量に比例するため、この量を低減し、原子
炉の出力密度（単位体積あたりの発生出力）を大
きくすることによつて短縮される。一方、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。従つて、炉
心の出力分布をできるだけ平坦化することが出力
密度を増大し、倍増時間を短縮するために有効で
ある。また、出力分布を平坦化すると同じ熱出力
をより小さな体積の炉心から取り出すことが可能
となりプラントコストおよび燃料コスト低減に有
効である。 このため、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／核分裂性物質＋親物質）の高い燃料を装
荷している。なお、第１図の３は径方向ブランケ
ツト、４は軸方向ブランケツトである。このよう
な炉心を一般に均質炉心と呼んでいる。 ところがこのような炉心構成では、半径方向の
出力分布平坦化は実現しても、軸方向の燃料富化
度が一様であるため、軸方向出力分布の平坦化は
実現しない。 一方、軸方向出力分布を平坦化するために、炉
心内に燃料親物質から成る内部ブランケツトを配
置した炉心が考えられている。このような炉心は
一般に軸方向非均質炉心と呼ばれ、炉心部に核分
裂物質を含まないブランケツト燃料を装荷すると
いう特徴を持つ。従来例としては、第２図に示す
ように炉心１の軸方向中心部に円盤状の内部ブラ
ンケツト２を配置したいわゆるパフエー炉心、ま
た第３図に示すように炉心１の軸方向中心部に配
置した円盤状の内部ブランケツト２を径方向の炉
心中心付近で厚く、周辺付近で薄くした軸方向非
均質炉心がある。両図の３，４はそれぞれ径方
向、軸方向ブランケツトである。このような軸方
向非均質炉心では、前述した均質炉心に比べて炉
心の出力分布、特に軸方向出力分布が平坦化され
るという利点がある。 しかし、軸方向非均質炉心では、燃焼の進んだ
平衡炉心においても内部ブランケツトの出力密度
が炉心の出力密度の1/3程度にしかならないため、
均質炉心に比べて、炉心部（内部ブランケツトを
除く）の出力密度は増大する。このため、内部ブ
ランケツトの炉心に対する体積比率が20％以上に
なると最大出力密度（出力ピーキングフアクタ×
炉心出力密度）の低減効果が失なわれる傾向があ
る。 本発明は、上記した均質炉心、軸方向非均質炉
心に比べてさらに出力分布を平坦化し、核分裂性
物質の初期装荷量を低減し得る炉心構成の高速増
殖炉を提供することを目的とする。 この目的を達成する本発明の構成要件は、核分
裂性物質を有する炉心領域を取囲んでブランケツ
ト領域を有する炉心構成を備えた高速増殖炉にお
いて、前記炉心領域を、前記炉心領域の内部の領
域で核分裂性物質が富化された低富化度領域とそ
の低富化度領域の全周囲を取囲んで前記低富化度
領域よりも核分裂性物質の富化度が大きい高富化
度領域とから構成した点にあり、これにより炉心
の軸方向および径方向の出力分布平坦化を実現す
る。 以下、本発明を実施例に従つて説明する。第４
図は、本発明による炉心構成の一例であり、炉心
は、軸方向中心部に配置された低富化度領域１ａ
とその外周にあたる高富化度領域１ｂで構成され
ている。このため、第４図のように、低富化度領
域１ａ（炉心内部領域）は高富化度領域１ｂ（炉心
外部領域）により炉心の軸方向と径方向とから囲
われる。その高富化度領域１ｂは炉心の軸方向を
軸方向ブランケツト４に、炉心の径方向を径方向
ブランケツト３により囲われている。径方向と軸
方向の各ブランケツト３，４には従来通りに核分
裂性物質が富化されない燃料親物質が採用され、
各炉心領域１ａ，１ｂには第５図の実施例と同様
にプルトニユウムが富化された核分裂性物質が採
用される。そのプルトニウムの富化度は低富化度
領域１ａで少なく、高富化度領域１ｂで低富化度
領域１ａよりも相対的に高くしてある。富化度を
付ける際に、プルトニウムを選択することは次の
ような利点がある。プルトニウムのα値〔（吸収
断面積）／（核分裂断面積）〕がウラン235のそれ
よりも小さく、ν値（核分裂当たりの発生中性子
数）がウラン235のそれよりも大きいから、核特
性がよくて核分裂性物質の必要性が低減する。こ
のことは、炉心体積を低減するのに役立つ。従来
の均質炉心と異なる点は軸方向にも富化度を２領
域にすることにより軸方向出力分布を平坦化した
ことであり、軸方向非均質炉心と異なる点は、軸
方向中心部の低富化度領域に適切な量の核分裂性
物質を装荷していることである。このような炉心
構成においては、高富化度領域１ｂの核分裂性物
質の富化度が低富化度領域１ａの核分裂性物質の
富化度よりも大きいので、高富化度領域１ｂの周
囲に隣接する径方向と軸方向とのブランケツト
３，４で中性子が吸収されても高富化度領域１ｂ
の出力が低富化度領域１ａの出力に対して大きく
低下しない。低富化度領域１ａの中性子束分布は
低富化度領域１ａ内部にブランケツト領域を持ち
ませんから上に凸の分布を生じる。そして、出力
密度は富化度と中性子束の積に比例するから、内
部にブランケツトを有しない低富化度領域１ａの
出力分布も上に凸の分布を呈する。このように低
富化度領域１ａでの出力分布が上に凸の分布であ
つても、径方向と軸方向のブランケツト３，４か
ら離れている低富化度領域１ａの核分裂性物質の
富化度は外部炉心領域の核分裂性物質の富化度よ
りも低いので富化度を低めた分、低富化度領域１
ａの平均出力は低下する方向にシフトして高富化
度領域１ｂの平均出力に近づいてくる。このため
に、低富化度領域１ａと高富化度領域１ｂとの全
体の出力分布は平坦化方向に修正される。その修
正作用は、ブランケツト領域と低富化度領域１ａ
と高富化度領域１ｂとの配置は炉心の軸方向と径
方向とで同じなので、炉心径方向と軸方向とにお
いて成される。 このような作用により、第４図の炉心では、炉
心の出力分布が平坦化され、炉心体積を少なくす
ることができるという効果が得られる。 そして、その出力分布の平坦化の効果を大きく
するには、炉心全体に対する低富化度領域１ａの
体積比率を30〜70％、また低富化度領域１ａの富
化度を高富化度領域１ｂの30〜80％程度にするこ
とが好ましい。 本発明の他の実施例である第５図の炉心では、
第４図の炉心に比べて、さらに出力分布を平坦化
するために領域形状の適正化を図つたもので低富
化度領域１ａは径方向の炉心中心付近で厚く、炉
心周辺付近で薄くなつている。この低富化度領域
の直径は、厚い部分Ｄ１が炉心直径Ｄ３の0.75
倍、薄い部分Ｄ２が炉心直径Ｄ３の0.83倍になつ
ている。また、低富化度領域の厚さは炉心中央部
Ｈ１が炉心高さＨ３の0.75倍、炉心周辺部Ｈ２が
炉心高さＨ３の0.50倍になつている。低富化度領
域の体積は炉心体積の約50％である。このような
炉心構成にすると、出力分布は従来の均質炉心、
軸方向非均質炉心よりさらに平坦化され、最大出
力密度の低減が可能になる。 次に本発明による炉心の出力分布平坦化特性を
計算した結果について説明する。炉心の設計パラ
メータおよび運転条件を第１表に示した。即ち、
原子炉熱出力は約2500MW、電気出力は約
1000MW、等価炉心径と炉心高さは夫々325cmお
よび100cmである。軸方向ブランケツトおよび径
方向ブランケツト厚は夫々、35cmおよび40cmであ
る。燃料交換期間は１年、設備利用率は80％、燃
料交換バツチ数は炉心、ブランケツト共に３とす
る。 上記炉心設計パラメータを用いて計算した本発
明の炉心（第５図）の平衡サイクルにおける最大
出力密度を従来の均質炉心（第１図）、軸方向非
均質炉心（第３図）と比較して第２表に示す。表
から明らかなように、本発明の炉心では、均質炉
心と比べて約13％、軸方向非均質炉心に比べて約
７％最大出力密度が低減される。第６図は炉心径
方向中心における軸方向出力分布を比較したもの
である。実線５は本発明による炉心、破線６は第
１図に示した均質炉心、一点鎖線７は第３図に示
した軸方向非均質炉心である。図から明らかなよ
うに本発明の炉心では他の２種の炉心に比べて軸
方向出力分布が平坦化されている。第７図は、炉
心の軸方向中心における炉心の径方向の出力分布
を示したものである。第７図の出力分布は、第６
図の出力分布から容易に読取ることができるもの
である。第７図において実線５は本発明による炉
心、破線６は第１図に示した均質炉心、一点鎖線
７は第３図に示した軸方向非均質炉心のそれぞれ
の特性である。本発明の炉心は、軸方向及び径方
向ともプルトニウムの低富化度領域１ａ内におい
て上に凸の出力分布を得ることができる。 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、同じ熱出力を得ようとすると
出力分布が平坦なほど炉心に装荷する燃料を少な
くし、炉心体積を小さくすることができる。この
ような考え方に基づいて、炉心熱出力を約
2500MW、最大出力密度を430W／c.c.とした時の
本発明の炉心（第５図）の炉心体積と炉心特性を
均質炉心（第１図）、軸方向非均質炉心（第３図）
と比較して第３表に示す。表から明らかなよう
に、本発明の炉心では、均質炉心、軸方向非均質
炉心に比べて炉心体積がそれぞれ約14％、約８％
減少し、核分裂性プルトニウムのインベントリー
（装荷量）も約６％低減する。倍増時間は、均質
炉心と比べて10％程度短縮され、軸方向非均質炉
心と同程度になる。 以上説明したように、本発明の炉心では、従来
の均質炉心、軸方向非均質炉心と比べて炉心の出
力分布の平坦化が実現するため、炉心体積を従来
より小さくすることが可能となり、ブラントコス
ト及び燃料コストを低減することが可能となる。
また、倍増時間は従来の均質炉心に比べて10％程
度短縮され、軸方向非均質炉心とほぼ同程度まで
短縮される。
に関する。 周知のように、高速増殖炉は原子炉の炉心で核
分裂等により発生する中性子を燃料親物質に吸収
させて新しい核分裂性物質を生産する所謂増殖を
行なわせ、これによつて燃料の有効利用が図れる
特徴を有する。このような高速増殖炉の炉心は一
般に円柱状に形成され、この炉心の周囲部を燃料
親物質からなる軸方向及び径方向ブランケツトで
囲設している。炉心には燃料として濃縮ラウンあ
るいはプルトニウムを富化したウランが装荷さ
れ、ブランケツトには燃料親物質として、例えば
天然ウランあるいは劣化ウランが装荷される。こ
の燃料親物質が炉心から漏れ出る中性子を捕獲す
ることにより、有用な核分裂性物質が生産され
る。 このような増殖作用の定量的な基準値として、
増殖率と倍増時間が挙げられる。増殖率は、核分
裂性物質の消費量に対する新核分裂性物質の生成
量の比率で表わされ、できるだけ高いことが望ま
しい。また、倍増時間は、原子炉に初めに装荷し
たのと同量の核分裂性物質を再生産するのに要す
る時間で、これは短いことが望まれ、この倍増時
間短縮化が高速増殖炉の改良上最も主眼とされて
いる。 倍増時間は、原子炉に初めに装荷する核分裂性
物質の量に比例するため、この量を低減し、原子
炉の出力密度（単位体積あたりの発生出力）を大
きくすることによつて短縮される。一方、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。従つて、炉
心の出力分布をできるだけ平坦化することが出力
密度を増大し、倍増時間を短縮するために有効で
ある。また、出力分布を平坦化すると同じ熱出力
をより小さな体積の炉心から取り出すことが可能
となりプラントコストおよび燃料コスト低減に有
効である。 このため、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／核分裂性物質＋親物質）の高い燃料を装
荷している。なお、第１図の３は径方向ブランケ
ツト、４は軸方向ブランケツトである。このよう
な炉心を一般に均質炉心と呼んでいる。 ところがこのような炉心構成では、半径方向の
出力分布平坦化は実現しても、軸方向の燃料富化
度が一様であるため、軸方向出力分布の平坦化は
実現しない。 一方、軸方向出力分布を平坦化するために、炉
心内に燃料親物質から成る内部ブランケツトを配
置した炉心が考えられている。このような炉心は
一般に軸方向非均質炉心と呼ばれ、炉心部に核分
裂物質を含まないブランケツト燃料を装荷すると
いう特徴を持つ。従来例としては、第２図に示す
ように炉心１の軸方向中心部に円盤状の内部ブラ
ンケツト２を配置したいわゆるパフエー炉心、ま
た第３図に示すように炉心１の軸方向中心部に配
置した円盤状の内部ブランケツト２を径方向の炉
心中心付近で厚く、周辺付近で薄くした軸方向非
均質炉心がある。両図の３，４はそれぞれ径方
向、軸方向ブランケツトである。このような軸方
向非均質炉心では、前述した均質炉心に比べて炉
心の出力分布、特に軸方向出力分布が平坦化され
るという利点がある。 しかし、軸方向非均質炉心では、燃焼の進んだ
平衡炉心においても内部ブランケツトの出力密度
が炉心の出力密度の1/3程度にしかならないため、
均質炉心に比べて、炉心部（内部ブランケツトを
除く）の出力密度は増大する。このため、内部ブ
ランケツトの炉心に対する体積比率が20％以上に
なると最大出力密度（出力ピーキングフアクタ×
炉心出力密度）の低減効果が失なわれる傾向があ
る。 本発明は、上記した均質炉心、軸方向非均質炉
心に比べてさらに出力分布を平坦化し、核分裂性
物質の初期装荷量を低減し得る炉心構成の高速増
殖炉を提供することを目的とする。 この目的を達成する本発明の構成要件は、核分
裂性物質を有する炉心領域を取囲んでブランケツ
ト領域を有する炉心構成を備えた高速増殖炉にお
いて、前記炉心領域を、前記炉心領域の内部の領
域で核分裂性物質が富化された低富化度領域とそ
の低富化度領域の全周囲を取囲んで前記低富化度
領域よりも核分裂性物質の富化度が大きい高富化
度領域とから構成した点にあり、これにより炉心
の軸方向および径方向の出力分布平坦化を実現す
る。 以下、本発明を実施例に従つて説明する。第４
図は、本発明による炉心構成の一例であり、炉心
は、軸方向中心部に配置された低富化度領域１ａ
とその外周にあたる高富化度領域１ｂで構成され
ている。このため、第４図のように、低富化度領
域１ａ（炉心内部領域）は高富化度領域１ｂ（炉心
外部領域）により炉心の軸方向と径方向とから囲
われる。その高富化度領域１ｂは炉心の軸方向を
軸方向ブランケツト４に、炉心の径方向を径方向
ブランケツト３により囲われている。径方向と軸
方向の各ブランケツト３，４には従来通りに核分
裂性物質が富化されない燃料親物質が採用され、
各炉心領域１ａ，１ｂには第５図の実施例と同様
にプルトニユウムが富化された核分裂性物質が採
用される。そのプルトニウムの富化度は低富化度
領域１ａで少なく、高富化度領域１ｂで低富化度
領域１ａよりも相対的に高くしてある。富化度を
付ける際に、プルトニウムを選択することは次の
ような利点がある。プルトニウムのα値〔（吸収
断面積）／（核分裂断面積）〕がウラン235のそれ
よりも小さく、ν値（核分裂当たりの発生中性子
数）がウラン235のそれよりも大きいから、核特
性がよくて核分裂性物質の必要性が低減する。こ
のことは、炉心体積を低減するのに役立つ。従来
の均質炉心と異なる点は軸方向にも富化度を２領
域にすることにより軸方向出力分布を平坦化した
ことであり、軸方向非均質炉心と異なる点は、軸
方向中心部の低富化度領域に適切な量の核分裂性
物質を装荷していることである。このような炉心
構成においては、高富化度領域１ｂの核分裂性物
質の富化度が低富化度領域１ａの核分裂性物質の
富化度よりも大きいので、高富化度領域１ｂの周
囲に隣接する径方向と軸方向とのブランケツト
３，４で中性子が吸収されても高富化度領域１ｂ
の出力が低富化度領域１ａの出力に対して大きく
低下しない。低富化度領域１ａの中性子束分布は
低富化度領域１ａ内部にブランケツト領域を持ち
ませんから上に凸の分布を生じる。そして、出力
密度は富化度と中性子束の積に比例するから、内
部にブランケツトを有しない低富化度領域１ａの
出力分布も上に凸の分布を呈する。このように低
富化度領域１ａでの出力分布が上に凸の分布であ
つても、径方向と軸方向のブランケツト３，４か
ら離れている低富化度領域１ａの核分裂性物質の
富化度は外部炉心領域の核分裂性物質の富化度よ
りも低いので富化度を低めた分、低富化度領域１
ａの平均出力は低下する方向にシフトして高富化
度領域１ｂの平均出力に近づいてくる。このため
に、低富化度領域１ａと高富化度領域１ｂとの全
体の出力分布は平坦化方向に修正される。その修
正作用は、ブランケツト領域と低富化度領域１ａ
と高富化度領域１ｂとの配置は炉心の軸方向と径
方向とで同じなので、炉心径方向と軸方向とにお
いて成される。 このような作用により、第４図の炉心では、炉
心の出力分布が平坦化され、炉心体積を少なくす
ることができるという効果が得られる。 そして、その出力分布の平坦化の効果を大きく
するには、炉心全体に対する低富化度領域１ａの
体積比率を30〜70％、また低富化度領域１ａの富
化度を高富化度領域１ｂの30〜80％程度にするこ
とが好ましい。 本発明の他の実施例である第５図の炉心では、
第４図の炉心に比べて、さらに出力分布を平坦化
するために領域形状の適正化を図つたもので低富
化度領域１ａは径方向の炉心中心付近で厚く、炉
心周辺付近で薄くなつている。この低富化度領域
の直径は、厚い部分Ｄ１が炉心直径Ｄ３の0.75
倍、薄い部分Ｄ２が炉心直径Ｄ３の0.83倍になつ
ている。また、低富化度領域の厚さは炉心中央部
Ｈ１が炉心高さＨ３の0.75倍、炉心周辺部Ｈ２が
炉心高さＨ３の0.50倍になつている。低富化度領
域の体積は炉心体積の約50％である。このような
炉心構成にすると、出力分布は従来の均質炉心、
軸方向非均質炉心よりさらに平坦化され、最大出
力密度の低減が可能になる。 次に本発明による炉心の出力分布平坦化特性を
計算した結果について説明する。炉心の設計パラ
メータおよび運転条件を第１表に示した。即ち、
原子炉熱出力は約2500MW、電気出力は約
1000MW、等価炉心径と炉心高さは夫々325cmお
よび100cmである。軸方向ブランケツトおよび径
方向ブランケツト厚は夫々、35cmおよび40cmであ
る。燃料交換期間は１年、設備利用率は80％、燃
料交換バツチ数は炉心、ブランケツト共に３とす
る。 上記炉心設計パラメータを用いて計算した本発
明の炉心（第５図）の平衡サイクルにおける最大
出力密度を従来の均質炉心（第１図）、軸方向非
均質炉心（第３図）と比較して第２表に示す。表
から明らかなように、本発明の炉心では、均質炉
心と比べて約13％、軸方向非均質炉心に比べて約
７％最大出力密度が低減される。第６図は炉心径
方向中心における軸方向出力分布を比較したもの
である。実線５は本発明による炉心、破線６は第
１図に示した均質炉心、一点鎖線７は第３図に示
した軸方向非均質炉心である。図から明らかなよ
うに本発明の炉心では他の２種の炉心に比べて軸
方向出力分布が平坦化されている。第７図は、炉
心の軸方向中心における炉心の径方向の出力分布
を示したものである。第７図の出力分布は、第６
図の出力分布から容易に読取ることができるもの
である。第７図において実線５は本発明による炉
心、破線６は第１図に示した均質炉心、一点鎖線
７は第３図に示した軸方向非均質炉心のそれぞれ
の特性である。本発明の炉心は、軸方向及び径方
向ともプルトニウムの低富化度領域１ａ内におい
て上に凸の出力分布を得ることができる。 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、同じ熱出力を得ようとすると
出力分布が平坦なほど炉心に装荷する燃料を少な
くし、炉心体積を小さくすることができる。この
ような考え方に基づいて、炉心熱出力を約
2500MW、最大出力密度を430W／c.c.とした時の
本発明の炉心（第５図）の炉心体積と炉心特性を
均質炉心（第１図）、軸方向非均質炉心（第３図）
と比較して第３表に示す。表から明らかなよう
に、本発明の炉心では、均質炉心、軸方向非均質
炉心に比べて炉心体積がそれぞれ約14％、約８％
減少し、核分裂性プルトニウムのインベントリー
（装荷量）も約６％低減する。倍増時間は、均質
炉心と比べて10％程度短縮され、軸方向非均質炉
心と同程度になる。 以上説明したように、本発明の炉心では、従来
の均質炉心、軸方向非均質炉心と比べて炉心の出
力分布の平坦化が実現するため、炉心体積を従来
より小さくすることが可能となり、ブラントコス
ト及び燃料コストを低減することが可能となる。
また、倍増時間は従来の均質炉心に比べて10％程
度短縮され、軸方向非均質炉心とほぼ同程度まで
短縮される。
【表】
【表】
第１図〜第３図は従来例を示すもので、第１図
は均質炉心を示す炉心縦断面図、第２図はパフエ
ー炉心を示す炉心縦断面図、第３図は改良型軸方
向非均質炉心を示す炉心縦断面図、第４図、第５
図は本発明による実施例を示す炉心縦断面図、第
６図は第１図、第３図、第５図の炉心の軸方向出
力分布を示す特性図、第７図は第１図、第３図、
第５図の炉心の径方向出力分布を示す特性図であ
る。 １……炉心、１ａ……内側炉心（低富化度）、
１ｂ……外側炉心（高富化度）、２……内部ブラ
ンケツト、３……径方向ブランケツト、４……軸
方向ブランケツト。
は均質炉心を示す炉心縦断面図、第２図はパフエ
ー炉心を示す炉心縦断面図、第３図は改良型軸方
向非均質炉心を示す炉心縦断面図、第４図、第５
図は本発明による実施例を示す炉心縦断面図、第
６図は第１図、第３図、第５図の炉心の軸方向出
力分布を示す特性図、第７図は第１図、第３図、
第５図の炉心の径方向出力分布を示す特性図であ
る。 １……炉心、１ａ……内側炉心（低富化度）、
１ｂ……外側炉心（高富化度）、２……内部ブラ
ンケツト、３……径方向ブランケツト、４……軸
方向ブランケツト。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 核分裂性物質を有する炉心領域を取囲んでブ
ランケツト領域を有する炉心構成を備えた高速増
殖炉において、前記炉心領域を、前記炉心領域の
内部の領域で核分裂性物質が富化された低富化度
領域とその低富化度領域の全周囲を取囲んで前記
低富化度領域よりも核分裂性物質の富化度が大き
い高富化度領域とから構成したことを特徴とする
高速増殖炉。 ２ 前記核分裂物質はプルトニユムであることを
特徴とした特許請求の範囲の第１項に記載の高速
増殖炉。 ３ 前記低富化度領域の軸方向の厚みを一様にし
た特許請求の範囲の第１項に記載の高速増殖炉。 ４ 前記低富化度領域の軸方向の厚みをその中央
部で厚く、しかもその周縁部で薄くした特許請求
の範囲の第１項に記載の高速増殖炉。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57106856A JPS58223781A (ja) | 1982-06-23 | 1982-06-23 | 高速増殖炉 |
| DE8383106109T DE3371137D1 (en) | 1982-06-23 | 1983-06-22 | Fast breeder nuclear reactor |
| US06/506,867 US4562034A (en) | 1982-06-23 | 1983-06-22 | Fast breeder |
| EP83106109A EP0097372B1 (en) | 1982-06-23 | 1983-06-22 | Fast breeder nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57106856A JPS58223781A (ja) | 1982-06-23 | 1982-06-23 | 高速増殖炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58223781A JPS58223781A (ja) | 1983-12-26 |
| JPH0413677B2 true JPH0413677B2 (ja) | 1992-03-10 |
Family
ID=14444228
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57106856A Granted JPS58223781A (ja) | 1982-06-23 | 1982-06-23 | 高速増殖炉 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4562034A (ja) |
| EP (1) | EP0097372B1 (ja) |
| JP (1) | JPS58223781A (ja) |
| DE (1) | DE3371137D1 (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2568713B1 (fr) * | 1984-07-31 | 1986-12-12 | Novatome | Coeur pour un reacteur nucleaire a neutrons rapides de forte puissance |
| RU2119202C1 (ru) * | 1996-09-03 | 1998-09-20 | Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов | Мишень для накопления транскюриевых элементов |
| FR2961337A1 (fr) * | 2010-06-10 | 2011-12-16 | Electricite De France | Coeur de reacteur a neutrons rapides de configuration perfectionnee. |
Family Cites Families (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3287224A (en) * | 1966-01-06 | 1966-11-22 | Walter B Loewenstein | Large fast nuclear reactor |
| US3658643A (en) * | 1967-01-11 | 1972-04-25 | Siemens Ag | Fast-breeder nuclear reactor |
| GB1279084A (en) * | 1968-11-15 | 1972-06-21 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactors |
| GB1285464A (en) * | 1969-08-08 | 1972-08-16 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactors |
| GB1299038A (en) * | 1971-08-16 | 1972-12-06 | Evgeny Ivanovich Grishanin | Fast reactor |
| US4053359A (en) * | 1974-09-04 | 1977-10-11 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Nuclear reactor |
| JPS54142484A (en) * | 1978-04-28 | 1979-11-06 | Hitachi Ltd | Core of fast breeder |
| JPS55160897A (en) * | 1979-06-01 | 1980-12-15 | Hitachi Ltd | Fast breeder |
| JPS57119280A (en) * | 1981-01-19 | 1982-07-24 | Hitachi Ltd | Fast breeder reactor |
| JPS5819592A (ja) * | 1981-07-27 | 1983-02-04 | 株式会社日立製作所 | 高速炉の炉心の出力分布平坦化方法とその方法に用いる燃料集合体 |
-
1982
- 1982-06-23 JP JP57106856A patent/JPS58223781A/ja active Granted
-
1983
- 1983-06-22 US US06/506,867 patent/US4562034A/en not_active Expired - Lifetime
- 1983-06-22 EP EP83106109A patent/EP0097372B1/en not_active Expired
- 1983-06-22 DE DE8383106109T patent/DE3371137D1/de not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE3371137D1 (en) | 1987-05-27 |
| EP0097372B1 (en) | 1987-04-22 |
| US4562034A (en) | 1985-12-31 |
| JPS58223781A (ja) | 1983-12-26 |
| EP0097372A1 (en) | 1984-01-04 |
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