JPH04140694A - 超ウラン元素の消滅処理炉心 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は、超ウラン元素の消滅処理技術に係り、特に超
ウラン元素を高速炉炉心にて消滅処理させる超ウラン元
素の消滅処理炉心に関する。

（従来の技術） 沸騰水型原子炉等の熱中性子炉から出される使用済燃料
の中には、高レベル放射性廃棄物であるネプチニウム−
２３７（２３７Ｎｐ）、アメリシウム−２４１（２４１
Ａｍ）　、アメリシウム−２４３（Ａｍ）、キューリラ
ム−２４２（２４２Ｃｍ）やキューリラム−２４４（２
”Ｃｍ）等の超ウラン元素（Ｔｒａｎｓ−Ｕｒａｎｉｕ
ｍ　：以下ＴＲＵ元素という。）が含まれており、この
ＴＲＵ元素からプルトニウム（Ｐ　ｕ）を除いたマイナ
ーアクチノイド元素（以下、ＭＡ元素という。）の中に
は、Ｎｐや　　Ａｍ、　　　Ａｍのように半減期が各々
２１４万年、４３２年、７３８０年と極めて長く、短期
間にて消滅処理させることができない核種（マイナーア
クチノイド核種）が存在する。

このため、マイナーアクチノイド核種（以下、ＭＡ核種
という。）を核変換等により半減期の小さな核種に変換
し、短期間にて消滅処理させることが望まれている。

従来のＴＲＵ元素の消滅処理技術の一つに、熱中性子炉
に比べて中性子エネルギーが極めて高い高速炉を用い、
この高速炉の炉心に装荷される燃料中にＴＲＵ元素を充
填させて核変換させることにより、ＴＲＵ元素を消滅処
理させるものがある（（１）１９８３年１２月　日本原
子力研究所発行の不定期刊行物：ＪＡＥＲｌ−Ｍ　　８
３−２１７の“アクチノイド専焼高速炉概念の検討”大
杉俊隆氏他２名。（２）昭和６３年　日本原子力学今秋
の大会予稿集Ｆ７″ＦＢＲによるＴＲＵの消滅処理”笹
原、松村氏）。

従来のＴＲＵ元素の消滅処理技術は、消滅処理の主な対
象である　　ＮｐＮ　　　Ａｍおよび２４３Ａｍの代表
的なＭＡ核種に対して第９図（Ａ）〜（Ｃ）に示す変換
を高速炉炉心で生じさせて上記ＭＡ核種を消滅させるも
のである。

なお、第９図（Ａ）〜（Ｃ）において、Ｆ、　　Ｐ、は
核分裂生成物（Ｆｉｓｓｉｏｎ　Ｐｒｏｄｕｃｔ　）で
あり、口枠で示す核種は、高速炉における中性子エネル
ギーに対して核分裂を起こし易いもの、すなわち、エネ
ルギー平均した核分裂断面積が約１バーン以上のものを
示している。

従来のＴＲＵ元素の消滅処理技術は、高速炉の炉心の特
徴を生かしたものであり、この特徴として、 （１）　高速炉炉心の中性子エネルギーが高いため、　
　ＮｐＮ　　　Ａｍおよび２４３Ａｍ等で中性子捕獲が
起りにくく、ＴＲＵ元素の炉心装荷に伴なう高速炉の中
性子経済への悪影響が比較的小さいこと（なお、中性子
捕獲断面積は、第１８図に示すように中性子エネルギー
が高くなるに従って小さくなる。）、 （２）　高速炉炉心は、熱中性子炉に比べて中性子束エ
ネルギーレベルが一般に約１桁高いため、エネルギー平
均したＴＲＵ元素の核分裂・中性子捕獲断面積が小さく
てもＴＲＵ元素の核変換を生じさせることができ、ＴＲ
Ｕ元素の高い消滅効率を得ることができること、などが
ある。

（発明が解決しようとする課題） 従来のＴＲＵ元素の消滅処理技術においては、ＴＲＵ元
素の消滅処理を行なう際、高速炉炉心に装荷されるＴＲ
Ｕ元素の装荷量や炉心配置について格別な考慮がなされ
ていない。ただ、強いて言えば、ＴＲＵ元素消滅効率を
高めるために、極力多くのＴＲＵ元素を炉心に装荷する
という自明な技術事項程度であった。

しかし、多量のＴＲＵ元素を高速炉炉心に装荷すると、
次に示す課題が生ずる可能性がある。

（１）　消滅処理対象であるＴＲＵ元素のＭＡ核種をウ
ラン・プルトニウム混合燃料に添加すると、混合燃料の
融点が低下する。この融点低下により燃料溶融の恐れが
あり、燃料溶融を回避するために、炉の出力を下げる等
の対策が必要となり、結果的にＴＲＵ元素の消滅効率が
低下する。

（２）　消滅処理対象となるＴＲＵ元素は、第９図（Ａ
）〜（Ｄ）からもわかるように、ＴＲＵ元素の代表的な
ＭＡ核種自身は一般に核分裂を起こしにくく、中性子捕
獲により核分裂を起こし易い核分裂性核種に変換される
。したがって、高速炉の炉心にＴＲＵ元素を多量に装荷
し過ぎると、第１９図に示すように、中性子照射に伴う
ＴＲＵ元素の中性子捕獲により新たに生成される核分裂
性核種量が核分裂により消滅する核分裂性核種量を上廻
り、高速炉の余剰反応度が増加する。

このため、ＴＲＵ元素の装荷量、炉心配置を適切に定め
ないと、炉の出力分布や中性子束分布に過大な変化や歪
が生じ、原子炉の安全上、特性上の問題が生じる。

（３）　消滅処理対象となるＴＲＵ元素は、α崩壊が起
こりやすい核種が多く、かつそのα崩壊の際に放出され
るα線エネルギーは、概ね、４〜６ＭｅＶと比較的高い
。したがって、燃料に添加するＭＡ核種によっては、そ
の添加量が多くなると、高速炉の炉心に装荷する前の新
燃料の状態から、発熱量やγ線、中性子等の線源強度が
過大となる。

そして、このＭＡ核種を収容した新燃料集合体の組立、
貯蔵、輸送時等において、α線エネルギーの除熱が困難
となり、最悪の場合には燃料が過熱し、破損する恐れが
ある。

（４）　プルトニウム富化度が一種類の炉心をベースに
、消滅処理対象となるＴＲＵ元素を高速炉の炉心部に一
様に装荷する場合には、炉の運転中の出力密度の径方向
分布すなわち径方向の出力分布は、第２０図に示す如く
、外側ほど小さくなるため、ＴＲＵ元素の消滅効率や発
電効率が悪い。

（５）　プルトニウム富化度が二種類以上の高速炉の炉
心をベースに、ＴＲＵ元素を炉心部に一様に装荷する場
合には、炉心の径方向の出力分布は、プルトニウム富化
度の調整により、第２０図に比べて改善され、平坦化を
図ることができるが、例えば、第２１図に示す如く、燃
焼に伴なう出力分布の変動が大きくなる部分が生ずる。

一方、高速炉の炉心冷却のために流す冷却材流量は、原
子炉プラント寿命中を通して一定である。

この燃料集合体への冷却材の流量は、燃料が過度に高温
になるのを防ぐために、最も出力が高くなる時期に合わ
せて流量設定される。このため、燃料の燃焼に伴なって
、出力分布が大きく変動すると、除熱効率が悪くなり、
ひいては発熱効率が悪化し、原子炉プラントの経済性の
観点から好ましくない。

本発明は、上述した事情を考慮してなされたもので、燃
料集合体の破損や余剰反応度の増大、発熱効率の低下等
を生じさせることなく、ＴＲＵ元素を効率よく消滅処理
させることができる超ウラン元素の消滅処理炉心を提供
することを目的とする。

〔発明の構成〕

（課題を解決するための手段） 本発明に係る超ウラン元素の消滅処理炉心は、上述した
課題を解決するために、請求項１では、原子炉の炉心部
に複数の燃料集合体を装荷し、上記燃料集合体内に収容
される燃料要素が溶融しないように、超ウラン元素の添
加量を調節した超ウラン元素の消滅処理炉心において、
前記燃料要素に添加される超ウラン元素の添加量を、炉
の余剰反応度が原子炉の運転中を通じてほぼゼロになる
ように調節したものである。

また、上述した課題を解決するために、請求項２では原
子炉の炉心部に複数の燃料集合体を装荷し、上記燃料集
合体内に収容される燃料要素が溶融しないように、超ウ
ラン元素の添加量を調節した超ウラン元素の消滅処理炉
心において、原子炉外での単一燃料集合体の発熱量の上
限値をＱｌとし、単一燃料集合体に装荷可能な２４２Ｃ
ｍ、２４４Ｃｍおよび２４１Ａｍの装荷量をＭ２４２、
Ｍ　　およびＭ２４１　とするとき、 １、　２×１０×Ｍ　　　＋２．　８×Ｍ２４４＋１．
１×１０×Ｍ２４１〈Ｑｌ が成立するとともに、前記燃料集合体内に収容される燃
料要素の単位長さ当りの発熱量の上限値を２４２　　　
２４４ｏｍおよび が成立するように、　　Ｃｍ。

２４１Ａｍの装荷量を設定したものである。

さらに、請求項３では原子炉の炉心部に複数の燃料集合
体を装荷し、上記燃料集合体内に収容される燃料要素が
溶融しないように、超ウラン元素の添加量を調節した超
ウラン元素の消滅処理炉心において、プルトニウム含有
率が同一の炉心領域内で、マイナーアクチノイド元素の
装荷濃度を炉心中心から外側に向って少なくするように
設定したものである。さらにまた、請求項４に記載した
ように原子炉の炉心部に複数の燃料集合体を装荷し、上
記燃料集合体内に収容される燃料要素が溶融しないよう
に、超ウラン元素の添加量を調節した超ウラン元素の消
滅処理炉心において、プルトニウム含有率が異なるＰｕ
富化度多領域炉心では、Ｐｕ富化度が高い領域ほどマイ
ナーアクチノイド元素の装荷濃度を高く設定したもので
ある。

（作用） 本発明の超ウラン元素の消滅処理炉心は、燃料集合体の
燃料要素に添加される超ウラン元素の添加量を、炉の余
剰反応度が原子炉運転中を通じてほぼゼロとなるように
調節したので、運転経過に伴なう実効増倍率の低下を防
止し、炉出力分布の過大な劣化や乱れを防止することが
でき、プラントの信頼性を向上させてプラント稼動率の
向上を図りつつ、超ウラン元素（ＴＲＵ元素）を効率的
に消滅処理することができる。

また、原子炉外での単一燃料集合体の発熱量の上限値を
Ｑｌとし、単一燃料集合体に装荷可能なＣｍ、　　　Ｃ
ｍおよび２４１Ａｍの装荷量をＭ　　　ＳＭ　　　およ
びＭ２４１　とするとき、１、２×１０×Ｍ　　　＋２
．８ＸＭ２４４＋１．１×１０　×Ｍ２４１くＱｌ が成立するとともに、前記燃料集合体内に収容される燃
料要素の単位長さ当りの発熱量の上限値をＱ　とし、各
単位長さ当りの　　Ｃｍ　％　　　Ｃｍ　％が成立する
ように、燃料要素への２４２Ｃｍ、２４４Ｃｍおよび２
４１Ａｍの装荷量を設定すると、原子炉運転中の燃料要
素の溶融や炉外における燃料集合体の過熱や破損を有効
的に防止でき、また、Ｃｍ、　　　Ｃｍおよび２４１Ａ
ｍの中性子吸収効果により制御棒の事故や制御棒の中性
子吸収材料を削減し、炉心の除熱効率の向上を図ること
ができ、経済性が向上するとともに、炉心および燃料集
合体の安全性や信頼性が向上し、ＴＲＵ元素を効率的に
消滅処理することができる。

また、プルトニウム含有率が同一の炉心領域内でマイナ
ーアクチノイド元素の装荷濃度を炉心中心から外側に向
って少なくするように設定したことにより、さらにまた
、Ｐｕ富化度多領域炉心では、Ｐｕ富化度が高い領域ほ
ど、マイナーアクチノイド元素の装荷濃度を高く設定し
たことにより、炉出力の径方向分布の平坦化を図ること
ができ、炉出力分布の過大な劣化や乱れを生じさせるこ
とがなく、炉心や燃料集合体の安全性、信頼性の向上を
図り、ＴＲＵ元素を効率的に消滅処理させることができ
る。

（実施例） 以下、本発明に係る超ウラン元素の消滅処理炉心の一実
施例について添付図面を参照して説明する。

第１図は、本発明の超ウラン元素の消滅処理炉心を収容
したタンク型高速炉等の原子炉の基本概念を示すもので
ある。本発明は、原子炉の炉心部に冷却材を流すことに
より炉心を冷却し、発熱を取り除くタイプの原子炉の炉
心に適用でき、冷却材としては液体Ｎａ１液体ＮａＫ、
Ｈｅガス等があり、主に高速中性子により核分裂が引き
起こされるものが対象炉心となる。

第１図にはタンク型高速炉の例を示すが、ループ型高速
炉であってももちろんよい。この原子炉は原子炉容器１
０内に冷却材である液体ナトリウム（Ｎａ）１１が充填
されている。原子炉容器１０内の中心部には炉心１２が
設けられ、この炉心１２の上方に炉心上部機構１３が設
けられる。炉心上部機構１３は原子炉容器１０の頂部を
覆う遮蔽プラグとしてのルーフスラブ１４により支持さ
れる。このルーフスラブ１４には一次冷却材ポンプ１５
や中間熱交換器１６などが吊設されている。

ルーフスラブ１４と液体Ｎａ１ｌの自由液面との間には
不活性ガス等からなるカバーガスが封入されている。

この原子炉内に収容された炉心１２は、第２図に示すよ
うに、例えば２領域炉心１２ａ、１２ｂであり、外周領
域１２ａにはプルトニウム含有率の比較的高い燃料集合
体１７が、また中心領域１２ｂにはプルトニウム含有率
が比較的低い燃料集合体１８が配設される。これらの燃
料集合体１７゜１８に装荷される消滅処理対象となるＴ
ＲＵ元素のＭＡ核種の装荷量は、各領域毎あるいは各燃
料集合体７，１８毎にＭＡ核種の装荷濃度か調節されて
行なわれる。符号１９は炉心１２にａし入れ可能な制御
棒である。

燃料集合体１７．１８は、第３図に例示するように、角
筒状のラッパ管２０内に複数本の燃料ピン２１が広義の
燃料要素として束ねられて収容される。ラッパ管２０の
下部には冷却材流入口２２が、上部に冷却材流出口２３
がそれぞれ形成される。

ラッパ管２０内に収容される燃料ピン２１は、第４図に
示すように燃料被覆管２５内に複数個の燃料ペレット２
６を燃料要素として列状に挿填し、両端を上部端栓２７
および下部端栓２８で密封したものである。燃料ペレッ
ト２６は燃料被覆管２５内にスプリング２９で弾性保持
され、燃料スタック部３０が有効燃料長として構成され
る。燃料ペレット２６は燃料要素としての酸化物燃料物
質をセラミックで焼結させたものである。

燃料要素としては酸化物の燃料物質の代りに、いわゆる
金属燃料でもよく、また、燃料要素は燃料被覆管２５で
覆う完全密封タイプでなくてもよい。−１えば、核分裂
によりＨｅガス等の核分裂生成ガス（以下、ＦＰガスと
いう。）を燃料要素外に放出する、いわゆるベント型燃
料要素（燃料棒）であってもよい。

一方、燃料集合体１７．１８には消滅処理対象となるＴ
ＲＵ元素（超ウラン元素）が装荷されるが、装荷される
ＴＲＵ元素の主なＭＡ核種の装荷量調節の具体例を例示
的に列挙する。

（１）　燃料集合体の燃料ペレット２６中に添加される
消滅処理対象のＭＡ核種が−様な分布状態になるように
核種量を調節する。

（２）　消滅対象となるＭＡ核種が比較的高濃度の燃料
ペレットと比較的低濃度あるいはほとんど消滅処理対象
核種を添加しない燃料ペレットとを用し、各燃料ペレッ
トの燃料棒への装荷個数を調節することにより、装荷量
を調節する。燃料ペレットの配列順序は任意である。

（３）　消滅処理対象となるＭＡ核種の装荷量が比較的
多い燃料ピン２１ａと、その装荷量が比較的少ないある
いはほとんど装荷されていない燃料ピン２１ｂとを用意
し、ラッパ管２０内に収容される各燃料ピン２１ａ、、
２１ｂの本数を第５図および第６図に示すように調節す
ることにより、燃料集合体１７．１８当りのＭＡ核種の
装荷量を調節する。

ところで、原子番号９２以上の全アクチノイド元素の重
量に対するマイナーアクチノイド元素（原子番号９２以
上でウランおよびプルトニウムを除く元素；以下、ＭＡ
元素という。）の重量割合を、マイナーアクチノイド含
有率（以下、ＭＡ含有率という。）と呼ぶと、ＭＡ含有
率と燃料ペレット２６の融点の関係は、第７図に示すよ
うに表わされ、ＭＡ含有率の増加に伴い燃料ベレット２
６の融点は低下する。このため、ＴＲＵ元素消滅処理の
ためにＭＡ元素を添加した燃料ペレットは、ＭＡ元素を
添加しない燃料ペレットに較べ融点が低下し、溶融し易
くなる。

この融点低下によっても、原子炉の運転中に燃料要素が
溶融することがないように、一般の原子炉では炉圧力を
低下させる必要があり、この炉出力の低下によって原子
炉の中性子束レベルが低下する。

また、ＴＲＵ元素の消滅速度は、ＭＡ含有率と中性子束
レベルの積に比例する。燃料要素の溶融防止のために炉
出力の調整までを考慮すると、ＴＲＵ元素の消滅処理速
度は、ＭＡ含有率の増加とともに単調に上昇するわけで
はなく、第８図に示すように、ＭＡ含有率との関係でＴ
ＲＵ元素消滅処理速度が最大値をとるピーク箇所が存在
する。

そして、ＴＲＵ元素消滅処理速度の最大値をとるときの
ＭＡ含有率ＰＭＡが、燃料要素が溶融することなく、Ｔ
ＲＵ元素の消滅を最も効率的に行ない得るものである。

他方、原子炉（高速炉）の臨界性の程度を示す実効増倍
率は、通常の高速炉炉心の場合、燃料に含まれる核分裂
性元素が燃焼に伴い消滅して核分裂生成物が蓄積される
ため、運転の経過とともに単調に低下する。

しかし、ＴＲＵ元素の消滅処理を行なう高速炉炉心の場
合、消滅処理対象であるＴＲＴＪ元素の主なＭＡ核種　
　Ｎｐ、　　　ＡｍＳ　　Ａｍ。

Ｃｍは、第９図（Ａ）〜（Ｄ）に示すように、高速中性
子の中性子捕獲により核分裂を起こし易い核分裂性核種
に変換される。このため、原子炉の運転経過に伴う実効
増倍率の低下が緩やかになる。

第１０図に示すように、ＭＡ含有率が過大になると、Ｔ
ＲＵ元素の核分裂性核種への変換量が過大となり、実効
増倍率は原子炉の運転経過とともに増大することもある
。したがって、原子炉の運転経過に伴なう実効増倍率の
推移はＭＡ含有率により制御することが可能である。Ｍ
Ａ含有率の調節により、原子炉運転に伴なう実効増倍率
の変化を抑制し、原子炉運転中を通じて炉の余剰反応度
をほぼゼロにする炉心設計が可能となる。

また、ＴＲＵ元素のＭＡ核種の崩壊に伴なう発熱量は、
各ＭＡ核種の崩壊定数と１崩壊当たりに放出されるエネ
ルギーにより算出することができる。主な消滅処理対象
ＭＡ核種の崩壊定数および１崩壊当りの放出エネルギー
を第１１図（Ａ）に示す。

第１１図（Ａ）に示されたデータを用いて各ＭＡ核種の
１ｇ当りの発熱量を算出すると、第１１図（Ｂ）のよう
に表わされる。この第１１図（Ｂ）により、ＴＲＵ元素
の各ＭＡ核種のうち、発熱に寄与するＭＡ核種は　　Ｃ
ｍＳ　　Ｃｍ、および２４１Ａｍが主であり、ＭＡ元素
の発熱はこれらのＭＡ核種を考慮すれば足りることがわ
かる。

一方、燃料集合体の炉外での除熱可能な単一燃料集合体
当りの発熱量の上限値を、Ｑ、（Ｗ）とすると、単一燃
料集合体に装荷可能な２４２Ｃｍ、２４４Ｃｍおよび２
４１Ａｍの量は、次式を満足しなければならない。

１、２×１０×Ｍ　　　＋２．　８×Ｍ２４４＋１゜ ここで、 １Ｘ１０’ＸＭ　　　＜Ｑ　　　・・・・・・（１）Ｍ
２４２　　’単一燃料集合体に装荷される２４２Ｃｍの
量（ｇ） Ｍ２４４　　’単一燃料集合体に装荷される２４４Ｃｍ
の量（ｇ） Ｍ２４１　　’単一燃料集合体に装荷される２４１Ａｍ
の量（ｇ） である。

また、仮に単一燃料集合体当たりの発熱量が除熱可能範
囲内であっても、その発熱がある位置に偏っている場合
には、燃料要素が破損する可能性があるため、燃料破壊
防止の観点からも、消滅処理対象のＭＡ核種の装荷に際
して制限がある。すなわち、局所的な１本の燃料要素の
軸方向長さ１−当たりの発熱量の上限値をＱ２　〔Ｗ〕
とすると、その位置における消滅対象ＭＡ核種の装荷量
は、次式を満足するようにしなければならない。

Ｌ ここで・Ｍ２４２ 局所的な１本の燃料要素の軸 方向長さ１Ｃｍ当たりに装荷す る２４２Ｃｍの量［ｇ］ Ｍ２４４　　’局所的な１本の燃料要素の軸方向長さｌ
ａｎ当たりに装荷す る２４４Ｃｍの量（ｇ’ｌ し Ｍ２４１　　・局所的な１本の燃料要素の軸方向長さｌ
ａｎ当たりに装荷す る２４１Ａｍの量〔ｇ〕 である。

したがって、燃料集合体の過熱による破損を防ぐために
は、上記（１）および（２）式を同時に満足するように
、消滅処理対象となるＴＲＵ元素のＭＡ核種の装荷量を
調節する必要がある。

例えば、燃料集合体として一般的な燃料スタック長１０
０ａｎ、単一燃料集合体に装荷される燃料ピンの本数が
２７１本の場合の単一燃料集合体当りの発熱量の上限は
、例えば約５ｋｗ／体である。

この場合、発熱に寄与する主なＭＡ核種２４２Ｃｍ、２
　ｑ　４　（ｍおよび２４１Ａｍの燃料ペレ・ソトへの
添加可能量の上限は、燃料ペレット中の全重金属に対し
て、 ２４２ＣＭ　、　０．　０５重量パーセント２４４　Ｃ
Ｍ　；２　　重量パーセント２”Ａｍ　；　　５０　　
重量パーセントとなる。

したがって、ＴＲＵ元素消滅処理のために、ＴＲＵ元素
を添加した燃料集合体が、組立、貯蔵、輸送時等におい
て、燃料要素の過熱、破損を起さないようにするために
は、新燃料ペレット（燃料要素）の全重金属元素に対す
る消滅処理対象のＭＡ核種２４２Ｃｍ、２４４Ｃｍおよ
び２４１Ａｍの重量パーセントを、各々ｆ　　　、ｆ　
　　およびｆ２４１とすると、 ０．０５　　　　　２　　　　　５０ が成立する必要がある。新燃料ペレットへのＴＲＵ元素
の主なＭＡ核種の添加量が、（３）式を満足する限り、
新燃料集合体が過熱、破損することがない。

また、一般に、消滅処理対象であるＴＲＵ元素のＭＡ核
種は、第９図からもわかるように、中性子吸収材として
働き、第１２図に示すようにその程度は高速炉炉心内に
おいては、ウラン２３８ｃ　２３８Ｕ）よりも強い。

一方、燃料ペレット中における全重金属元素の重量に°
対するプルトニウム元素の重量の割合すなわちプルトニ
ウム含有率をプルトニウム（Ｐ　ｕ）富化度と呼ぶと、
通常、高速炉炉心においては、炉中心から外側に行くに
したがい、中性子束レベルは低下するため、同−Ｐｕ富
化度領域内においては、外側に行くにしたがい、出力密
度は低下する。したがって、ＴＲＵ元素の消滅処理を行
う高速炉炉心で同−Ｐｕ富化度領域内においては、中性
子吸収材として働く消滅処理対象となるＭＡ核種の装荷
濃度を、炉中心から外側に向かって段階的に少なくする
ことにより、出力分布の平坦化を図ることができる。こ
れにより、炉出力の変動や変化を抑制し、原子炉の信頼
性、安全性を向上させることかできる。

また、Ｐｕ富化度を二種類以上有する高速炉炉心におい
ては、Ｐｕ富化度が高い領域の方が、核分裂性元素の含
有率が高いため、炉の運転に伴ない、燃焼することによ
り核分裂性元素が消滅する速度か早い。このため、Ｐｕ
富化度が高い領域では、運転に伴なう出力密度の低下が
比較的大きくなる。一方、消滅処理対象となるＭＡ核種
は、第２図（Ａ）〜（Ｄ）にも示した如く、中性子捕獲
により核分裂性元素に変換される。したがって、Ｐｕ富
化度が高い領域ほど、消滅処理対象となるＭＡ核種の装
荷濃度を高くすることにより、原子炉の運転に伴なう出
力密度の低下を、消滅処理対象となるＭＡ核種の核分裂
性元素への変換により補い、原子炉の運転に伴なう出力
密度の低下を緩和することができる。

第１３図は、本発明のＴＲＵ元素の消滅処理炉心を適用
した高速炉炉心の主な仕様特性例を示す図であり、第１
４図は、この消滅処理炉心に装荷されるＭＡ核種の装荷
濃度径方向分布を示した図である。

第１３図に示された実施例における高速炉の炉心部平均
のＭＡ含有率は、例えば５重量パーセントである。この
ＭＡ含有率は、第８図に示したように、原子炉運転中に
燃料溶融が生じない範囲で、炉の余剰反応度が例えばほ
ぼゼロと小さくなるように設定したものである。

ＭＡ含有率が、５重量パーセントのとき、装荷したＭＡ
元素の中性子捕獲により生じる核分裂性元素の量が、核
分裂により消滅する量と過不足なく釣り合い、適切な量
となっているために、原子炉運転中の炉の余剰反応度が
、最大的０．５％Δに／にと小さく抑えられる。原子炉
熱出力や運転サイクル長さが本実施例と同等である通常
の高速炉炉心の場合、運転中の最大余剰反応度は約３％
Δに／にである。

本実施例では、ＭＡ元素が制御棒の中性子吸収効果を有
しているため、制御棒の持つべき反応度価値が少なくて
済み、その分、制御棒本数の削減あるいは制御棒内に充
填されるボロンやハフニウム等の中性子吸収材料の必要
量の低減が図れ、経済性が向上する。

また、原子炉の余剰反応度が小さいと、制御棒誤引抜時
における原子炉への反応度挿入量を小さく抑えることが
でき、安全性向上が図られる。さらに、原子炉の余剰反
応度が運転中を通して小さく抑えられ、原子炉運転によ
る炉の反応度損失すなわち燃焼に伴なう実効増倍率の低
下が小さく抑えられる。

このため、原子炉の連続運転期間すなわち運転サイクル
長さを長期化することが出来、プラント稼働率向上、ひ
いては、ＴＲＵ元素の消滅効率の向上が図られる。

さらに、本実施例においては、第１４図に示したように
、ＭＡ元素の装荷濃度が燃料集合体の炉心内における装
荷位置によって異なるが、その内で、炉外における新燃
料集合体の場合に着目すると、最も発熱量が大きくなる
新燃料集合体でさえも、ＭＡ元素の崩壊による発熱量が
過大にならないように、前記（１）および（２）式ある
いは（３）式の満足する範囲にて、ＭＡ含有率を設定し
である。したがって、炉外における新燃料集合体の最大
発熱量は、第１３図に示すように、約５ｋｗ／体となっ
ており、新燃料集合体の組立、貯蔵、輸送等において、
燃料集合体の過熱による破損等の問題は生じない。

また、本実施例においては、第１４図に示したように、
炉心部におけるＭＡ元素装荷濃度の径方向分布は、同−
Ｐｕ富化度領域内においては、炉心の外側に行くにした
がい、少なくなるようにしである。このことと、ＭＡ元
素は中性子吸収材として働くことから、通常は、炉心の
中心部ほど大きくなる中性子束レベルをＭＡ元素が抑制
し、その結果、中性子束の径方向分布は、より平坦とな
る。したがって、第１５図に示すように、炉出力密度の
径方向分布は、運転サイクルの期間中従来例の第２１図
に比較して、平坦化される。これにより、局所的な出力
ピークの発生はなくなるために、燃料集合体の熱的余裕
を十分、確保することが８来、ひいては、炉心のコンパ
クト化、軽量化等経済性向上を図かることも可能である
。

また、本実施例では、第１４図に示したように、Ｐｕ富
化度が高い領域の方が、Ｐｕ富化度の低い領域に比べ、
ＭＡ元素装荷濃度を高くしているために、ＭＡ元素の中
性子捕獲により生ずる核分裂性元素の量は、Ｐｕ富化度
が高い領域の方が多くなる。

一方、核分裂性プルトニウムの燃焼による消費量は、核
分裂プルトニウムの量が多いところのＰＵ富化度が高い
領域の方が多い。したがって、第１４図に示したＭＡ元
素装荷濃度の分布は、核分裂性プルトニウムの消費量が
多い領域には、ＭＡ元素の中性子捕獲により生ずる核分
裂性元素の量が多くなるように、Ｐｕ富化度の領域毎に
設定しているために、運転に伴なう核分裂性元素の正味
の減少量が抑制され、第１５図に示すように、出力密度
の運転に伴なう変動が抑制される。（従来例の第２１図
参照）このように、高速炉（原子炉）の運転すなわち燃
焼に伴なって出力密度の変動が小さいと、除熱効率が良
くなり、経済性向上が図られ、これにより、燃料温度が
低減されるため、炉心の安全性、信頼性が向上する。

第１６図は、本発明のＴＲＵ元素の消滅処理炉心の第２
実施例を示すものである。

この実施例に示された高速炉炉心は、Ｐｕ富化度が一種
類の炉心の場合においても、ＭＡ元素装荷濃度の径方向
分布を第１６図に示すようにすることにより、炉心の径
方向の炉出力分布は第１７図に示すように、従来に比べ
平坦化される。したがって、本発明を用いることにより
、Ｐｕ富化度が一種類でも炉の出力分布は平坦化される
ために、プラント効率向上とともに、燃料成型加工費の
低減など経済性向上も図られる。もちろん、炉出力分布
以外の特性についても、第一の実施例と同様の特性を有
する。

さらに、その他の実施例として、上記の如（、本発明に
よる径方向の炉出力分布の平坦化と同様に、ＭＡ元素装
荷濃度に軸方向分布をつけることにより、軸方向の炉出
力分布の平坦化を図ることも可能である。

また、もちろん出力分布を平坦化する必要がない時には
、Ｍへ元素装荷濃度に分布をつけない場合においても、
炉心全体でのＭＡ含有率を本発明に基づくことにより、
原子炉の運転中を通じた炉の余剰反応度の低減、炉外に
おける新燃料集合体の過熱・破損の防止、等の効果を得
ることが可能である。

〔発明の効果〕

以上に述べたように本発明に係る超ウラン元素の消滅処
理炉心においては、燃料集合体の燃料要素に添加される
超ウラン元素の添加量を、炉の余剰反応度が原子炉運転
中を通じてほぼゼロとなるように調節したので、運転経
過に伴なう実効増倍率の低下を防止し、炉出力分布の過
大な劣化や乱れを防止することができ、プラントの信頼
性を向上させてプラント稼動率の向上を図りつつ、超ウ
ラン元素（ＴＲＵ元素）を効率的に消滅処理することが
できる。

また、原子炉外での単一燃料集合体の発熱量の上限値を
Ｑｌとし、単一燃料集合体に装荷可能なＣｍ、　　　Ｃ
ｍおよび２４１Ａｍの装荷量をＭ　　　、Ｍ　　　およ
びＭ２４１　とするとき、１．２Ｘ１０　　ＸＭ２４２
＋２．８×Ｍ２４４＋１．．１×１０ＸＭ、、４．＜Ｑ
。

が成立するとともに、前記燃料集合体内に収容される燃
料要素の単位長さ当りの発熱量の上限値をＱ　とし、各
単位長さ当りの　’ＣｍＳ　　Ｃｍ。

が成立するように、燃料要素への２４２Ｃｍ、２４４Ｃ
ｍおよび２４１Ａｍの装荷量を設定すると、原子炉運転
中の燃料元素の溶融や炉外における燃料集合体の過熱や
破損を有効的に防止でき、また、Ｃｍ、　　　Ｃｍおよ
び２４１Ａｍの中性子吸収効果により制御棒の事故や制
御棒の中性子吸収材料を削減し、炉心の除熱効率の向上
を図ることができ、経済性が向上するとともに、炉心お
よび燃料集合体の安全性や信頼性が向上し、ＴＲＵ元素
を効率的に消滅処理することができる。

また、プルトニウム含有率が同一の炉心領域内でマイナ
ーアクチノイド元素の装荷濃度を炉心中心から外側に向
って少なくするように設定したことにより、さらに、Ｐ
ｕ富化度多領域炉心では、Ｐｕ富化度か高い領域ほど、
マイナーアクチノイド元素の装荷濃度を高く設定したこ
とにより、炉出力の径方向分布の平坦化を図ることがで
き、炉出力分布の過大な劣化や乱れを生じさせることが
なく、炉心や燃料集合体の安全性、信頼性の向上を図り
、ＴＲＵ元素を効率的に消滅処理させることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る超ウラン元素の消滅処理炉心をタ
ンク型高速炉に適用した例を示す縦断面図、第２図は本
発明の消滅処理炉心を適用した高速炉炉心を示す平面図
、第３図は、高速炉炉心に装荷される燃料集合体を示す
図、第４図は上記燃料集合体内に収容される燃料ピン（
燃料要素）を示す縦断面図、第５図および第６図は上記
燃料集合体に収容される燃料ピンの配置例をそれぞれ示
す図、第７図は、燃料ペレットにおけるＭＡ含有率と燃
料ペレット融点の関係を示した模式図、第８図は、燃料
溶融を防止するため炉出力の調整をＭＡ含有率に依存し
て行った場合のＴＲＵ元素元素消夏速度Ａ含有率の関係
を示した図、第９図（Ａ）〜（Ｄ）は代表的なＴＲＵ元
素の核変換パスを示す図、第１０図は、原子炉運転に伴
なう実効増倍率の推移を、炉心部平均のＭＡ含有率毎に
評価した一例を示す図、第１１図（Ａ）は、主なＭＡ核
種の崩壊定数と１崩壊当たりの放出エネルギーを示す図
、第１１図（Ｂ）は、燃料ペレットに各々のＭＡ核種を
添加したときの、これらのＭＡ核種の崩壊により生ずる
発熱量を示す図、第１２図は、主な核種の高速炉炉心部
における中性子捕獲断面積を示す図、第１３図は、本発
明に係るＴＲＵ元素の消滅処理炉心の第１実施例の主な
仕様特性を示す図、第１４図は、第一の実施例における
炉心部へのＭＡ装荷濃度の径方向分布を示す図、第１５
図は、第一の実施例における８力密度の径方向分布を運
転サイクル初期及び運転サイクル末期について示した図
、第１６図は、第二の実施例における炉心部へのＭＡ装
荷濃度の径方向分布を示す図、第１７図は、第二の実施
例における出力密度の径方向分布を従来例と比較して示
した図、第１８図は、中性子エネルギーと中性子捕獲断
面積の関係を示す模式図、第１９図は、従来例における
炉の余剰反応度と運転経過日数との関係を示す図、第２
０図は、従来例におけるＰｕ富化度か一種類の場合の出
力密度の径方向分布を示す図、第２１図は、従来例にお
けるＰｕ富化度が二種類の場合における出力密度の径方
向分布の運転サイクル初期と運転サイクル末期を比較し
た図。 １０・・・原子炉容器、１１・・・液体ナトリウム、１
２・・・炉心、１３・・・炉心上部機構、１５・・・−
次冷却材ポンプ、１６・・・中間熱交換器、１７．１８
・・・燃料集合体、１９・・・制御棒、２０・・・ラッ
パ管、２１・・・燃料ピン（燃料要素）、２５・・・燃
料被覆管、２６・・・燃料ペレット（燃料要素）。 第 ］ 図 ２ａ ２ｂ 第２図 第４図 第３図 第５図 第６図 蝦鼾で３ン二湿梗 ５歳）１Ｐ斬天城姻ゼ （Ａ） ４組 ９四獣 （Ｂ） 第１１図 第１３図 名工力　ｒ５１ 仁蚤 第１４図 猛７ｊ＠　罹夏 第１５図 径′：１５　（６）４１１ 第１６図 ち王１ｆ向匝ｌ 叩・）１）τイルへ 第１８図 ム 歪社牲Ｉ泪Ｅ

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉の炉心部に複数の燃料集合体を装荷し、上記
   燃料集合体内に収容される燃料要素が溶融しないように
   、超ウラン元素の添加量を調節した超ウラン元素の消滅
   処理炉心において、前記燃料要素に添加される超ウラン
   元素の添加量を、炉の余剰反応度が原子炉の運転中を通
   じてほぼゼロになるように調節したことを特徴とする超
   ウラン元素の消滅処理炉心。 ２、原子炉の炉心部に複数の燃料集合体を装荷し、上記
   燃料集合体内に収容される燃料要素が溶融しないように
   、超ウラン元素の添加量を調節した超ウラン元素の消滅
   処理炉心において、原子炉外での単一燃料集合体の発熱
   量の上限値をＱ＿１とし、単一燃料集合体に装荷可能な
   ＾２＾４＾２Ｃｍ、＾２＾４＾４Ｃｍおよび＾２＾４＾
   １Ａｍの装荷量をＭ＿２＿４＿２、Ｍ＿２＿４＿４およ
   びＭ＿２＿４＿１とするとき、１．２×１０＾２×Ｍ＿
   ２＿４＿２＋２．８×Ｍ＿２＿４＿４＋１．１×１０＾
   −＾１×Ｍ＿２＿４＿１＜Ｑ＿１が成立するとともに、
   前記燃料集合体内に収容される燃料要素の単位長さ当り
   の発熱量の上限値をＱ＿２とし、その単位長さ当りの＾
   ２＾４＾２Ｃｍ、＾２＾４＾４Ｃｍおよび＾２＾４＾１
   Ａｍの装荷量をＭ＾Ｌ＿２＿４＿２、Ｍ＾Ｌ＿２＿４＿
   ４およびＭ＾Ｌ＿２＿４＿１とするとき、 １．２×１０＾２×Ｍ＾Ｌ＿２＿４＿２＋２．８×Ｍ＾
   Ｌ＿２＿４＿４＋１．１×１０＾−＾１×Ｍ＾Ｌ＿２＿
   ４＿１＜Ｑ＿２が成立するように、＾２＾４＾２Ｃｍ、
   ＾２＾４＾４Ｃｍおよび＾２＾４＾１Ａｍの装荷量を設
   定したことを特徴とする超ウラン元素の消滅処理炉心。 ３、原子炉の炉心部に複数の燃料集合体を装荷し、上記
   燃料集合体内に収容される燃料要素が溶融しないように
   、超ウラン元素の添加量を調節した超ウラン元素の消滅
   処理炉心において、プルトニウム含有率が同一の炉心領
   域内で、マイナーアクチノイド元素の装荷濃度を炉心中
   心から外側に向って少なくするように設定したことを特
   徴とする超ウラン元素の消滅処理炉心。 ４、原子炉の炉心部に複数の燃料集合体を装荷し、上記
   燃料集合体内に収容される燃料要素が溶融しないように
   、超ウラン元素の添加量を調節した超ウラン元素の消滅
   処理炉心において、プルトニウム含有率が異なるＰｕ富
   化度多領域炉心では、Ｐｕ富化度が高い領域ほどマイナ
   ーアクチノイド元素の装荷濃度を高く設定したことを特
   徴とする超ウラン元素の消滅処理炉心。