JPH11295462A - 高速中性子利用炉の燃料リサイクル方式 - Google Patents

高速中性子利用炉の燃料リサイクル方式

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JPH11295462A
JPH11295462A JP10081998A JP10081998A JPH11295462A JP H11295462 A JPH11295462 A JP H11295462A JP 10081998 A JP10081998 A JP 10081998A JP 10081998 A JP10081998 A JP 10081998A JP H11295462 A JPH11295462 A JP H11295462A
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JP
Japan
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fuel
reactor
plutonium
light water
fast neutron
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JP10081998A
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English (en)
Inventor
Masahisa Ohashi
正久 大橋
Hiroshi Hanaki
洋 花木
Kaoru Kobayashi
薫 小林
Motomu Toki
求 十亀
Fumio Kawamura
文雄 河村
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Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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Publication date
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    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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    • Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies

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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【課題】新燃料へ富化するプルトニウムを低減する原子
炉を提供する。 【解決手段】軽水炉からの高残存核燃料物質取出燃料を
再装荷する高速中性子利用炉とその高残存核燃料物質取
出燃料を高速中性子利用炉に再装荷する燃料リサイクル
方式。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、高速中性子利用炉
に関し、炉心燃料の再処理量を低減する原子炉及びその
燃料リサイクル方式に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来の高速中性子利用炉では、取出した
燃料を再処理して、ウラン，プルトニウム，プルトニウ
ムを除く超ウラン元素，核分裂生成物の核種分離して、
取出したプルトニウムを再度酸化物として酸化ウランと
混合し、混合酸化物燃料として炉心に装荷する設計とし
ていた。この公知例は多数あるが例としては日刊工業新
聞社刊、原子炉材料ハンドブック２９８ページ「図７・
９高速炉を中心とし、Ｐｕの再循環をはかる燃料サイク
ルの代表例再処理」がある。
【０００３】また、最近の酸化物燃料の再処理方式とし
てはプルトニウムやウランの核物質と核分裂生成物を完
全に分離しないで高速炉燃料への再利用に用いる改良湿
式再処理法がある。従来の湿式再処理では核物質中核分
裂生成物の残留割合を約10-7まで低減させていたのに対
して、改良湿式再処理法では１０-3程度までしか低減さ
せない。この公知例としてエネルギーレビュー１９９６
年４月号１２ページから１７ページの記事がある。
【０００４】これら、従来の再処理は核燃料として再利
用できるプルトニウムをウラン，核分裂生成物から分離
して利用するという考え方に基づいており、この分離が
簡易にでき、コスト的に安価にすることが求められてい
た。改良湿式再処理法は核物質と核分裂生成物の分離を
簡素化し、コストを下げる工夫であり、今後もプルトニ
ウム分離を伴う従来の再処理は更なるコストの低減が求
められている。
【０００５】また、金属燃料についても、高温冶金法に
よる乾式再処理法が研究されている。この公知例として
は、日本原子力学会出版物 金属燃料サイクル技術１９
９５年１０月，ページ１０２，図３．３−２ ＡＮＬの
提案する乾式再処理・廃棄物処理プロセスフローシート
がある。この金属燃料乾式再処理法においても、コスト
の低減が重要でウランとの分離を行うがプルトニウムと
プルトニウムを除く超ウラン元素は分離しない方法が取
られている。
【０００６】一方で、再処理のコストを下げる工夫とは
異なり、プルトニウムを他の重金属から分離するという
考えを離れて、非分離で原子炉で再利用する検討も研究
されている。
【０００７】この公知例のひとつが GLOBAL93 FUTURE N
UCLEAR SYSTEMS（１９９３年９月米国シアトルにて開催
された原子力システム国際会議）の論文集のページ７０
５Figure1−AIROX MATERIAL FLOWS である。この公知例
は軽水炉から取出された燃料を酸化還元処理にて希ガ
ス，揮発性核分裂生成物のみを除いて、核分裂性物質を
加えることなく再被覆して重水炉に装荷する研究，核分
裂性物質を加えて再被覆して軽水炉に装荷する研究の公
知例である。
【０００８】また、別の非分離で原子炉で再利用する公
知例として、日本原子力学会「1995秋の大会」予稿集ペ
ージ５２４，５２５ＦＢＲ核燃料リサイクルシステム概
念の検討（その１)，(その２）がある。この公知例は高
速増殖炉のブランケット部に劣化ウランを装荷し、プル
トニウム等の生成した燃焼取出燃料をプルトニウムの分
離処理なしで再被覆して高速炉のブランケット，炉心に
装荷する例である。
【０００９】
【発明が解決しようとする課題】上記従来技術では、プ
ルトニウムを利用する考え方として第一にウラン，核分
裂生成物から分離して再利用するという考え方と、第二
に分離しないで、再利用するという考え方があった。第
一の考え方は、プルトニウムのみを核分裂に利用できる
ため、軽水炉におけるプルサーマル利用，軽水炉におけ
る高転換炉の利用，高速炉における利用にしても必要と
する核分裂性のプルトニウムは少なくできるが、プルト
ニウムを分離するための再処理工程が複雑になるという
課題があった。また、第二の考え方では、プルトニウム
を分離する複雑な工程は省略できるが、プルトニウム以
外に中性子を無駄に吸収する核分裂固体生成物や、超ウ
ラン元素が再利用の物質内に含まれるため、核分裂性物
質を追加しない再利用では軽水炉より中性子無駄吸収の
小さい炉である重水炉にしか再利用できないという課題
があった。
【００１０】また、核分裂性物質を追加する再利用で
は、軽水熱中性子利用炉の取出燃料から軽水熱中性子炉
に再装荷する例があるが、軽水熱中性子炉では核分裂固
体生成物の中性子の無駄吸収が大きく、追加するプルト
ニウムが多量になるという課題があった。また別の核分
裂性物質を追加する再利用では、高速炉のブランケット
取出燃料から高速炉のブランケット及び炉心に再装荷す
る例があるが、ブランケットに装荷する燃料として、従
来高速炉概念で用いられている劣化ウランを用いるた
め、高プルトニウム富化度の炉心燃料の一部は分離再処
理を必要とするという課題があった。
【００１１】高速炉の炉心燃料はプルトニウム富化度が
１５から２０％程度で高く、再臨界防止の観点より軽水
炉燃料再処理と異なる設備を必要とするため、高速炉炉
心燃料の再処理を大幅に低減するか無くすことができれ
ば、燃料サイクルの複雑化の削減に寄与できる。また、
高速炉でのプルトニウム利用でプルトニウムを再処理に
より分離しないで再装荷する場合、出来るだけ工程を簡
素化したいという課題があり、核分裂性物質を追加しな
いで済む工夫ができれば再装荷工程を更に簡略化できる
ことになる。
【００１２】本発明の第１の目的は、高速中性子利用核
分裂炉の新燃料へ富化する分離再処理を経たプルトニウ
ムを低減する原子炉を提供すると共に、熱中性子利用炉
の取出燃料の分離再処理量を低減できる燃料リサイクル
方式を提供することである。本発明の第２の目的は、原
子炉燃料へ富化するプルトニウム量をより低減する原子
炉及びその燃料リサイクル方式を提供することである。
【００１３】本発明の第３の目的は、第２と同じく、原
子炉燃料へ富化するプルトニウム量をより低減する原子
炉及びその燃料リサイクル方式を提供することである。
【００１４】本発明の第４の目的は、第２と同じく、原
子炉燃料へ富化するプルトニウム量をより低減する原子
炉及びその燃料リサイクル方式を提供することである。
【００１５】本発明の第５の目的は、第２と同じく、原
子炉燃料へ富化するプルトニウム量をより低減する原子
炉及びその燃料リサイクル方式を提供することである。
【００１６】本発明の第６の目的は、第２と同じく、原
子炉燃料へ富化するプルトニウム量をより低減する原子
炉及びその燃料リサイクル方式を提供することである。
【００１７】本発明の第７の目的は、第２と同じく、原
子炉燃料へ富化するプルトニウム量をより低減する原子
炉及びその燃料リサイクル方式を提供することである。
【００１８】本発明の第８の目的は、第２と同じく、原
子炉燃料へ富化するプルトニウム量をより低減する原子
炉及びその燃料リサイクル方式を提供することである。
【００１９】本発明の第９の目的は、高速中性子利用核
分裂炉の取出し燃料を分離再処理しないで再装荷する燃
料リサイクル方式において、再装荷に至る工程を簡略化
する原子炉及びその燃料リサイクル方式を提供すること
である。
【００２０】本発明の第１０の目的は、高速中性子利用
核分裂炉の取出し燃料を分離再処理しないで再装荷する
燃料リサイクル方式において、出力分布を平坦化できる
原子炉及びその燃料リサイクル方式を提供することであ
る。
【００２１】本発明の第１１の目的は、高速中性子利用
核分裂炉の取出し燃料を分離再処理しないで再装荷する
燃料リサイクル方式において、燃料被覆管に機械的裕度
を確保しつつ燃料燃焼度を高められる原子炉及びその燃
料リサイクル方式を提供することである。
【００２２】本発明の第１２の目的は、高速炉燃料の燃
焼度を高める燃料リサイクル方式において、高速炉燃料
へ富化するプルトニウム量を低減する原子炉及びその燃
料リサイクル方式を提供することである。
【００２３】本発明の第１３の目的は、第１２と同じ
く、高速炉燃料の燃焼度を高める燃料リサイクル方式に
おいて、高速炉燃料へ富化するプルトニウム量を低減す
る原子炉及びその燃料リサイクル方式を提供することで
ある。
【００２４】本発明の第１４の目的は、燃料取出し後に
残留する核分裂性物質が多い燃料を残留が少ない燃料と
の区分を容易化する原子炉及びその燃料リサイクル方式
を提供することである。
【００２５】本発明の第１５の目的は、第１４と同じ
く、燃料取出し後に残留する核分裂性物質が多い燃料を
残留が少ない燃料との区分を容易化する原子炉及びその
燃料リサイクル方式を提供することである。
【００２６】
【課題を解決するための手段】本発明における前記第１
の目的は、水を冷却材とする熱中性子利用炉の取出被覆
燃料から核燃料物質を核種分離する再処理を経由しない
で、ウラン，プルトニウムを含む超ウラン元素，核分裂
固体生成物を混合したままで取出し、その取出し混合物
質に、プルトニウムあるいはプルトニウムを含む超ウラ
ン元素を富化して再被覆し、高速中性子利用炉に装荷
し、酸化物燃料あるいは金属燃料として燃焼させること
によって達成される。
【００２７】本発明の第２の目的は、前記第１の目的の
達成手段と共に、取出した被覆燃料の内、プルトニウム
あるいはプルトニウムを含む超ウラン元素を富化して再
装荷する燃料は、取出し燃料の中で相対的に核分裂性物
質割合の高い燃料とすることによって達成される。
【００２８】本発明の第３の目的は、前記第２の目的の
達成手段と共に、取出し燃料の中で相対的に核分裂性物
質割合の高い燃料として、沸騰軽水型原子炉の装荷時の
高濃縮燃料の取出燃料とすることよって達成される。
【００２９】本発明の第４の目的は、前記第２の目的の
達成手段と共に、取出し燃料の中で相対的に核分裂性物
質割合の高い燃料として、加圧水型原子炉の装荷時の高
濃縮燃料の取出燃料とすることによって達成される。
【００３０】本発明の第５の目的は、前記第２の目的の
達成手段と共に、取出し燃料の中で相対的に核分裂性物
質割合の高い燃料として、軽水冷却型原子炉の装荷時の
バーナブルポイズン燃料の取出燃料とすることによって
達成される。
【００３１】本発明の第６の目的は、前記第２の目的の
達成手段と共に、取出し燃料の中で相対的に核分裂性物
質割合の高い燃料として、軽水冷却型原子炉装荷時のプ
ルサーマル燃料の取出燃料とすることによって達成され
る。
【００３２】本発明の第７の目的は、前記第２の目的の
達成手段と共に、取出し燃料の中で相対的に核分裂性物
質割合の高い燃料として、軽水冷却型原子炉の廃炉時取
出燃料の中で相対的に燃焼日数の低い燃料とすることに
よって達成される。
【００３３】本発明の第８の目的は、前記第２の目的の
達成手段と共に、取出し燃料の中で相対的に核分裂性物
質割合の高い燃料として、軽水冷却型原子炉取出燃料で
相対的に燃焼度の低い軸方向の上部と下部の燃料とする
ことによって達成される。
【００３４】本発明の第９の目的は、自分の高速中性子
利用炉以外から得られる取出燃料にプルトニウムを富化
した新燃料を炉心に装荷し、所定の燃焼後に燃料を取出
し、プルトニウムを富化しないで再被覆し、取出した高
速中性子利用炉に再装荷し、酸化物燃料あるいは金属燃
料として再燃焼させることによって達成される。
【００３５】本発明の第１０の目的は、前記第９の目的
の達成手段と共に、新燃料は外側炉心に装荷することに
よって達成される。
【００３６】本発明の第１１の目的は、前記第９の目的
の達成手段と共に、燃料の燃焼度として、高速炉燃料集
合体の炉心部平均燃焼度として１０万ＭＷｄ／ｔ以下と
することによって達成される。
【００３７】本発明の第１２の目的は、前記第９の目的
の達成手段と共に、所定の燃焼後に燃料を取出し、プル
トニウムを富化しないで再被覆し、自分の高速中性子利
用炉に装荷する燃料として、ナトリウム冷却型高速中性
子利用炉の炉心とブランケットの中で炉心のみとするこ
とによって達成される。
【００３８】本発明の第１３の目的は、前記第９の目的
の達成手段と共に、所定の燃焼後に燃料を取出し、プル
トニウムを富化しないで再被覆し、自分の高速中性子利
用炉に装荷する燃料として、ナトリウム冷却型高速中性
子利用炉取出燃料で相対的に燃焼度の低い炉心軸方向の
上部と下部の燃料とすることによって達成される。
【００３９】本発明の第１４の目的は、前記第１３の目
的の達成手段と共に、軸方向中央部と再被覆する燃料の
間に燃料物質以外のセラミックを配置することによって
達成される。
【００４０】本発明の第１４の目的は、前記第１２の目
的の達成手段と共に、軸方向中央部と再被覆する燃料の
間に燃料物質以外のセラミックを配置することによって
達成される。
【００４１】即ち、軽水炉の燃焼度４万ＭＷｄ／ｔから
５万ＭＷｄ／ｔの取出燃料の中には、重金属重量全体に
対して約１％のプルトニウムが蓄積されている。このプ
ルトニウムの中で、熱中性子による核分裂性物質はプル
トニウム２３９とプルトニウム２４１であり、プルトニ
ウムの約６０％である。すなわち核分裂性プルトニウム
は軽水炉取出し時の重金属の約０.６％ である。このプ
ルトニウムを再処理により分離し、再利用する方法が従
来の燃料サイクルの考え方である。一方、軽水炉の燃焼
度４万ＭＷｄ／ｔから５万ＭＷｄ／ｔの取出燃料の中に
は、重金属重量全体に対して約０．７％から１％の核分
裂性ウラン（ウラン２３５）が含まれている。従来の燃
料サイクルでは、このウランは再濃縮されて軽水炉に利
用される計画である。再濃縮されるまでは、前記プルト
ニウムよりも大きい重量割合であるが利用されない。
【００４２】これらの従来の燃料サイクルでは、取出し
燃料をプルトニウム，ウラン等の核種別に分離し、再利
用する考えであった。これは核分裂の結果として生成さ
れる核分裂生成物やプルトニウム以外の超ウラン元素は
熱中性子の吸収が大きく軽水熱中性子利用炉では、分離
なしでは核分裂性物質が無駄になるためであった。しか
し、プルトニウム分離は複雑な化学的な工程を必要とす
る。また、取出燃料のウラン分離による再濃縮も複雑な
工程を必要とする。
【００４３】一方、核種別に分離しないで取出し燃料を
再利用する検討もなされている。
【００４４】ひとつが軽水炉取出し燃料を分離しないで
そのまま重水炉燃料として再利用する研究である。この
場合は、軽水炉の再処理の低減が可能であるが再利用に
よって得られる燃焼度は小さく２万ＭＷｄ／ｔ以下であ
る。別の取出燃料を分離しないで利用する案が高速炉の
ブランケットへ劣化ウランを装荷し、生成されたプルト
ニウムを分離しないで再度ブランケットあるいは炉心へ
再装荷する検討である。この場合は、ブランケットと一
部の炉心の再処理量は低減されるが、再被覆の過程で生
成されるプルトニウムは高速炉であっても大きくはない
ため、外部から別途供給するプルトニウム量は大きく、
更にプルトニウム供給を低減できる原子炉及びその燃料
サイクルが求められている。
【００４５】そこで、本発明では、軽水炉の取出燃料を
高速中性子利用炉へ核種分離なしで装荷することにより
核分裂性プルトニウムと核分裂性ウランを有効に利用す
ることを考案した。更に本発明では、分離して得られた
プルトニウムの高速中性子利用炉への富化量を低減する
方法として軽水炉取出し燃料の中で相対的に核分裂性物
質割合の高い燃料とすることにより、よりプルトニウム
富化量を低減することを実現した。この結果、高速中性
子利用炉へのプルトニウム富化量を低減することが出来
ると共に、軽水炉燃料の再処理量を低減することができ
る。
【００４６】また、本発明では、高速炉の取出燃料の中
で相対的に核分裂プルトニウム割合の高い燃料とするこ
とにより、よりプルトニウム富化量を低減することを実
現した。この結果、高速中性子利用炉へのプルトニウム
富化量を低減することが出来ると共に、高速炉燃料の再
処理量を低減することができる。
【００４７】
【発明の実施の形態】次に、本発明に係る高速中性子利
用原子炉及びその燃料リサイクル方式の実施例につき、
添付の図面を参照しつつ説明する。
【００４８】図１は、本発明の一実施例を示す原子炉及
びその燃料リサイクルを示す全体図である。原子炉は軽
水炉１と高速炉２の二つのタイプの原子炉がある。軽水
炉１は実用化されている軽水炉である。また、高速炉２
は研究開発中のナトリウム冷却型高速炉でも良く、水冷
却の高速中性子利用高速炉でも良い。図１ではナトリウ
ム冷却型高速炉としている。軽水炉１は燃料として微濃
縮ウラン酸化物燃料３を用いる。微濃縮ウラン酸化物燃
料３はウラン濃縮工場４で天然ウランから濃縮され、ウ
ラン酸化物燃料製造工場５にて製造される。この軽水炉
１までの燃料供給までは従来の概念である。
【００４９】軽水炉１から出てくる軽水炉取出燃料６は
一部は軽水炉再処理工場７へ送られ、プルトニウム，ウ
ラン，プルトニウムを除いた超ウラン元素，核分裂生成
物に分離される。この再処理工場７での分離工程も従来
の燃料サイクル概念である。本発明では、軽水炉取出燃
料６の内、核分裂性物質割合の大きい高残存核燃料物質
８を高速炉燃料製造工場９へ再処理工場７を経由しない
で移送する点が従来概念と異なる。この高残存核燃料物
質燃料８は核分裂性物質割合が取出燃料の中では、相対
的に高いと共に、再処理工場を経由しないため、被覆
管，燃料構造材，非核分裂性物質，核分裂生成物も同時
に移送される。
【００５０】この高残存核燃料物質燃料８は高速炉燃料
製造工場９で、被覆管と燃料構造材が分離され、気化性
の核分裂生成物も分離される。残ったプルトニウム，ウ
ラン，プルトニウムを除く超ウラン元素，固体核分裂生
成物は、従来の高速炉燃料の親物質である減損ウランに
代わって利用する。
【００５１】高速炉燃料１０は高速炉燃料製造工場９で
高残存核燃料物質燃料８に軽水炉再処理工場７で取出さ
れたプルトニウム１１を富化し、振動充填燃料あるいは
ペレット燃料の形で被覆管に装荷する。ここで、再処理
工場７で取出された核分裂性物質としてプルトニウムを
含む超ウラン元素を用いることも可能である。
【００５２】本発明では、この高速炉燃料の燃料物質に
軽水炉から取出した核分裂性物質割合が高い燃料を非分
離で用いる点が大きな特徴である。図１に示すように、
本発明電気出力１００万ＫＷの高速炉の初装荷燃料の核
分裂物質は４.５ トンであるが、軽水炉から非分離で供
給する量がウラン２３５が１トン、核分裂性プルトニウ
ムが０.３ トンで軽水炉再処理工場から供給される量が
３.２ トンである。
【００５３】図２に従来の軽水炉から高速炉への核燃料
リサイクルの流れを示す。従来の電気出力１００万ＫＷ
の高速炉の初装荷燃料の核分裂物質は大差なく核分裂性
プルトニウムが４.３トン，ウラン２３５が０.１トンで
合計４.４ トンである。従来の核燃料リサイクルの場合
は高速炉の親物質としてはウラン濃縮工場から出る減損
ウランを用いていた。これは高速炉がウランをプルトニ
ウムに変換して利用することを原理とする炉であるた
め、出来るだけウランを無駄にしないため、親物質とし
てウランを多く利用するためである。
【００５４】これは、再処理が容易にできる場合は当然
の考えであるが、本発明では、核分裂物質としては、軽
水炉中にプルトニウム以外にウラン２３５も多量含まれ
ることに着目し、軽水炉取出燃料を活用し、軽水炉再処
理量を低減することを狙うものである。軽水炉取出燃料
中のウラン２３５の量は１００万ＫＷ電気出力の沸騰水
型原子炉で燃焼度４５ＧＷｄ／ｔの燃料で、１年当たり
０.１４ トンであり、核分裂性プルトニウムの量は０.
１３ トンで核分裂性ウランであるウラン２３５の方が
多い。
【００５５】加圧水型軽水炉でも同様であり、燃焼度４
８ＧＷｄ／ｔの燃料で、ウラン235の量は１年当たり０.
１９トンであり、核分裂性プルトニウムの量０.１５ト
ンよりも多い。
【００５６】また、軽水炉燃料でも、取出時に多量のウ
ラン２３５を含む燃料があり、本発明では、高速炉へ非
分離で用いる軽水炉燃料として、より多量の核分裂性物
質を含む燃料を利用するものとしている。核分裂性物質
としては、ウラン２３５，プルトニウム２３９，プルト
ニウム２４１がある。高速炉ではこれ以外でも高速中性
子により、ウラン２３８、他の超ウラン元素でも核分裂
を生じるが、前記物質が主要物質である。
【００５７】図２の従来の概念では、高速炉初装荷燃料
のプルトニウムを得るための軽水炉再処理量は６７０ト
ンであるのに対し、図１の本発明の実施例では、３８０
トンであり、４３％削減できる。
【００５８】図１の実施例では、高速炉初装荷燃料に利
用する高残存核燃料物質として、加圧水型軽水炉のプラ
ント運転終了時の取出し燃料の内、燃焼を運転サイクル
で１サイクル経験の低燃焼度燃料のみを用いた場合であ
る。
【００５９】本実施例では、図１に示すように、高速炉
の炉心取出燃料を再度高速炉燃料製造工場に移送し、再
処理しないで、再度、燃料として再被覆し高速炉で利用
する。この結果、軽水炉で残存したプルトニウム，核分
裂性ウランを徹底して利用することが可能である。これ
は、従来公知例の GLOBAL93 FUTURE NUCLEAR SYSTEMS
（１９９３年９月米国シアトルにて開催された原子力シ
ステム国際会議）の論文集のページ７０５ Figure1−AI
ROX MATERIAL FLOWSでは、軽水炉取出燃料は１回しか再
利用できないで、その燃焼度も２万ＭＷｄ／ｔしか得ら
れないのに対し、本発明では、高速炉に利用することに
より１回の燃焼当たり、約９万から１０万ＭＷｄ／ｔを
達成でき、それを複数回繰り返すことができる点が大き
な特徴である。
【００６０】軽水炉あるいは重水炉での再利用が１回し
か可能でないのは、核分裂生成物，超ウラン元素は熱中
性子の吸収断面積が大きく、複数回利用では、臨界にす
るための追加プルトニウムが極めて大きくなってしまう
ためである。一方、本発明の高速炉では、核分裂生成
物，超ウラン元素は高速中性子の吸収断面積が小さいた
め、複数回利用でも、臨界にするための追加プルトニウ
ムをそれほど大きくする必要がない。また、本発明では
下記に示すように、新燃料時にプルトニウムを富化する
ものとして再装荷時におけるプルトニウム富化の操作を
簡略化している。また、本実施例では、高速炉２での燃
料形態として、金属燃料での利用も可能である。高速炉
２で金属燃料とする場合は、軽水炉から取出した燃料が
酸化物であるため、高速炉燃料工場に還元工程を追加
し、金属燃料としてから高速炉燃料として製造する。こ
の場合は、高速炉２から取出し、燃料工場で再度プルト
ニウムを追加して、射出成型で燃料とするが、これは、
酸化物燃料の場合の振動充填燃料あるいはペレット燃料
の形で被覆管に装荷する場合より、更に容易になる。図
３に図１の本発明の実施例で、高残存核燃料物質燃料
８，沸騰軽水型原子炉の装荷時の高濃縮燃料の取出燃料
とする場合の燃料例を示す。図３は沸騰軽水型原子炉の
燃料水平断面例である。沸騰軽水型原子炉の燃料は燃料
ペレット１１を内蔵した被覆管１０を正方格子状に配置
し、周囲をチャンネルボックス１２で固定する構造であ
る。燃料としては高濃縮燃料１３と低濃縮燃料１４があ
る。図２の従来の概念では、高速炉初装荷燃料のプルト
ニウムを得るための軽水炉再処理量は６７０トンである
のに対し、図３の沸騰軽水型原子炉の装荷時の高濃縮燃
料１３の取出燃料を高速炉初装荷燃料用の再利用燃料と
すれば、再処理所要量は５８０トンであり、１３％削減
できる。
【００６１】また、従来の６７０トンの燃料は軽水炉を
約３３年運転して取出される量であるのに対し、本発明
の５８０トンは約２９年運転で取出される量であり、高
速炉への供給時間も短縮できる事になる。
【００６２】また、図１の本発明の実施例で、高残存核
燃料物質燃料８として、加圧軽水型原子炉の装荷時の高
濃縮燃料の取出燃料とする場合の効果をまとめる。加圧
軽水型原子炉の燃料は集合体の中での濃縮度を同一とす
るが、集合体毎には２から３種類の濃縮度を用いること
が普通である。そこで、最も高い濃縮度の取出燃料を高
速炉初装荷燃料用の再利用燃料とすれば、再処理所要量
は４２０トンに低減が可能であり、従来より３７％削減
できる。
【００６３】また、図１の本発明の実施例で、高残存核
燃料物質燃料８として、軽水型原子炉のバーナブルポイ
ゾン燃料を用いれば、他の燃料よりも燃焼度が低く、残
存するウラン２３５の量が大きいため、高速炉の燃料と
して供給するプルトニウムを得るための再処理所要量は
従来より低減が可能である。
【００６４】また、図１の本発明の実施例で、高残存核
燃料物質燃料８として、軽水炉のプルサーマル炉心のプ
ルトニウム混合酸化物燃料の取出燃料とする場合の効果
をまとめる。軽水炉のプルサーマル炉心は炉心の三分の
一をプルトニウム混合酸化物燃料とする例がある。プル
サーマル炉心のプルトニウム混合酸化物燃料の取出燃料
には約８％のプルトニウムが含まれる。また核分裂性プ
ルトニウムは約４％含まれる。
【００６５】そこで、プルトニウム混合酸化物燃料を高
速炉初装荷燃料用の再利用燃料とすれば、富化するプル
トニウムは低減できる。高速炉の初装荷燃料のプルトニ
ウムを得るための軽水炉燃料の再処理所要量は１８０ト
ンに低減が可能であり、従来より７３％削減できる。ま
た、この１８０トンは約１０年のプルサーマル炉心運転
で供給できるため、高速炉へのプルトニウム供給時間も
短縮できる事になる。また、図１の本発明の実施例で、
高残存核燃料物質燃料８として、軽水炉取出燃料の軸方
向の上部と下部の燃料を用いれば、軸方向中央部の燃料
よりも燃焼度が低く、残存するウラン２３５の量が大き
いため、高速炉の燃料として供給するプルトニウムを得
るための再処理所要量は従来より低減が可能である。
【００６６】
【表１】
【００６７】以上の主要な実施例の高速増殖炉の初装荷
燃料を得るための再処理量低減効果を表１にまとめる。
表１に示すように、従来の減損ウランをプルトニウム富
化のベースとする高速炉では１００万ＫＷ電気出力の高
速炉で、沸騰水型軽水炉の燃料を例として再処理する場
合は約６７０トンの燃料再処理が必要であったのに対
し、本発明では、プルトニウムを富化するベース燃料を
加圧水型軽水炉廃炉時１サイクル経過燃料，沸騰水型軽
水炉高濃縮燃料，加圧水型軽水炉高濃縮燃料，加圧水型
軽水炉プルサーマル燃料とすることにより、それぞれ、
５００トン，580トン，５６０トン，３５０トンに１５
％から５０％程度低減できる。
【００６８】以上、本発明の実施例として、第１の目的
から、第８の目的に対応する実施例を説明した。
【００６９】以下では、第９の目的から、第１４の目的
に対応する実施例について説明する。
【００７０】図４は、本発明の実施例の高速炉炉心を示
す。図４の高速炉炉心は外側炉心１５を１５０体、内側
炉心１６を２７７体とし、合計４２７体の炉心燃料と、
３６本の制御棒１７で構成する電気出力１３０万ＫＷの
炉心である。炉心燃料は燃料ピン外径８.５mm で、集合
体当たりの燃料ピン数は２７１本とし、周囲をステンレ
ス製の６角型ラッパ管で囲む従来の高速炉燃料と同一概
念である。炉心燃料の新燃料は軽水炉取出燃料にプルト
ニウムを富化した混合酸化物燃料であり、軽水炉燃料か
ら得られるプルトニウム及び富化するプルトニウムを合
計したプルトニウム割合は２５％である。また、ブラン
ケット燃料は軽水炉取出燃料を再装荷することも、従来
の減損ウラン燃料を装荷することも可能である。
【００７１】新燃料は図４の外側炉心１５に装荷され
る。外側炉心１５は炉心最外層から２層から３層で中性
子束が小さい領域である。この中性子束が低い領域に反
応度の高い新燃料を装荷し、反応度が低下する再装荷燃
料は内側炉心１６に移動させる。この結果、出力分布の
平坦化の効果を得ることができる。再装荷燃料は炉心部
の燃料のみとし、径方向ブランケット燃料及び軸方向ブ
ランケット燃料はプルトニウムを抽出する再処理工場に
移送する。取出し時の炉心燃料と軸方向ブランケットの
分離を容易化するために炉心燃料とブランケット燃料の
間には予めセラミックを配置する。
【００７２】また、平衡サイクルでは１３ケ月の１運転
サイクル当たりで新燃料は約４７体装荷され、３から２
サイクル燃焼後、炉心から取出され、燃料製造工場に
て、揮発性核分裂生成物を取り除かれ、その他の物質は
プルトニウムを富化しないで再度被覆管に装填される。
燃料の形式は振動充填方式の酸化物燃料である。なお、
燃料として金属燃料でも可能である。再度、被覆管に装
填された燃料は燃料集合体の形に組まれ、図４の内側炉
心１６に装荷され再度燃焼する。各燃料は３から２サイ
クル経過して炉心から取出されるが、この間の炉心部燃
料の平均燃焼度は約１０万ＭＷｄ／ｔである。従来の高
速炉燃料の取出平均燃焼度は被覆管材料の高速中性子照
射制限から最大で約１２万ＭＷｄ／ｔが限度であり、本
発明では、１０万ＭＷｄ／ｔに抑制しているため燃料健
全性の裕度を向上させることができる。
【００７３】内側炉心１６に再装荷された燃料は、再度
取出され、プルトニウムを富化しないで、もう一度再被
覆され内側炉心１６に装荷され燃焼する。前記プルトニ
ウム富化度２５％では、反応度的に２回の再装荷が可能
である。再装荷の回数は初期のプルトニウム富化度で調
整が可能である。
【００７４】図４の高速炉炉心とその燃料交換方式で
は、燃料物質としては、初めのプルトニウム富化度で３
回のサイクルの燃焼が達成され、燃焼度としては約２５
万ＭＷｄ／ｔが達成できる。この結果、高速炉を運転す
るための年間のプルトニウムを削減できると共に、高速
炉を運転するための軽水炉燃料の再処理量，高速炉燃料
の再処理量を大幅に低減できる。また、再被覆の前に必
要に応じて、プルトニウムを富化して反応度を調整する
こと，出力分布を調整することも可能である。
【００７５】また、高速炉の燃料の燃焼は軸方向で中央
が大きいため燃焼後に、軸方向上部と下部には核分裂性
物質が平均より多く残されることになる。そこで、本発
明では、炉心から取出し、分離再処理しないで再装荷す
る燃料として、軸方向上部と下部の燃料を用いることも
考案している。この際も、燃料取出し時に燃料の分離を
容易化するため炉心軸方向中央と軸方向上部及び下部の
間に予めセラミックを配置する。
【００７６】
【表２】
【００７７】以上の第９の目的から、第１４の目的に対
応する実施例の再処理量低減効果を表２にまとめる。表
２に示すように、従来技術では、電気出力１３０万ＫＷ
における高速増殖炉では取替燃料に富化するための核分
裂性プルトニウムは年間で約１.４ トンであった。この
プルトニウムを得るための軽水炉燃料再処理量は沸騰軽
水炉の取替燃料で、年間で約２２０トンであった。
【００７８】一方、本発明の実施例では、プルトニウム
を富化するベース燃料を従来と同じ減損ウランとする時
でも、核分裂性プルトニウムは年間で約０.６ トンであ
り、再処理量は同一の沸騰軽水炉の取替燃料を再処理す
るものとして、年間で約９０トンに低減できる。また、
この実施例でも、プルトニウムを富化するベース燃料を
第８の目的に対応する軽水炉の取出燃料とする場合は、
表２に示すように加圧水型軽水炉取替取出燃料，沸騰軽
水炉プルサーマルの混合酸化物燃料とすると、それぞ
れ、再処理量は年間で約８０トン，６５トンに低減でき
る。
【００７９】また、表２に示すように、再処理燃料を高
速増殖炉の燃料とする場合は従来技術で年あたり炉心１
０トン、ブランケット８トンであるが、本発明の場合は
炉心燃料の再処理量を２.７から１.８トンの範囲まで低
減が可能となる。すなわち、高速増殖炉に移行した段階
での炉心の高プルトニウム富化度燃料の再処理量を従来
よりも７０％から８０％低減できる。
【００８０】また、表２の最後の行に記載したように、
ブランケットの再処理量を年当たり１２.５ トンとすれ
ば、炉心の燃料の再処理が不要となる。この結果、高速
増殖炉が導入された段階でも、軽水炉燃料再処理設備と
異なる高速炉燃料用の再処理設備を作る必要がなく、軽
水炉燃料再処理設備のみでブランケット燃料の再処理が
可能になる。
【００８１】本発明の実施例では、表２に示すように、
高速炉の核分裂性プルトニウムの燃料中の割合は約１５
％で、従来技術の１３％より１５％程高いが、燃焼度で
は約２５万ＭＷｄ／ｔで、従来技術の９万ＭＷｄ／ｔに
対して、３倍程度になり、供給するプルトニウムを低減
できる。これが再処理量を低減できる理由である。ま
た、本発明では、新燃料時に前記２５万ＭＷｄ／ｔの燃
焼度を達成するためのプルトニウムを富化する方式のた
め、再被覆時にプルトニウムを追加する工程が簡略化さ
れるという利点がある。
【００８２】
【発明の効果】本発明によれば、軽水炉取出燃料中のプ
ルトニウムと共に核分裂性ウランを有効に高速炉で燃焼
させることができるため、分離再処理を経たプルトニウ
ムを低減する高速炉を提供することができる。また熱中
性子利用炉の取出燃料の分離再処理量を低減できる燃料
リサイクル方式を提供することができる。
【００８３】また、本発明によれば、高速炉の取出し燃
料の再装荷に至る工程を簡略化する原子炉及びその燃料
リサイクル方式を提供することができる。また、高速炉
の出力分布を平坦化できる原子炉及びその燃料リサイク
ル方式を提供することができる。また、高速炉の燃料被
覆管に機械的裕度を確保しつつ燃料燃焼度を高められる
原子炉及びその燃料リサイクル方式を提供することがで
きる。また、燃料取出し後に残留する核分裂性物質が多
い燃料を残留が少ない燃料との区分を容易化する原子炉
及びその燃料リサイクル方式を提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の一実施例を示す原子炉及びその燃料リ
サイクル方式を示す図。
【図２】従来の原子炉及びその燃料リサイクル方式を示
す図。
【図３】本発明の一実施例を示す軽水炉燃料集合体断面
図。
【図４】本発明の一実施例の高速炉炉心配置図。
【符号の説明】
１…軽水炉、２…高速炉、３…微濃縮ウラン酸化物燃
料、４…ウラン濃縮工場、５…ウラン酸化物燃料製造工
場、６…軽水炉取出燃料、７…軽水炉再処理工場、８…
高残存核燃料物質燃料、９…高速炉燃料製造工場、１０
…被覆管、１１…燃料ペレット、１２…チャンネルボッ
クス、１３…高濃縮燃料、１４…低濃縮燃料、１５…外
側炉心、１６…内側炉心、１７…制御棒。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 十亀 求 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 河村 文雄 茨城県日立市大みか町七丁目２番１号 株 式会社日立製作所電力・電機開発本部内

Claims (15)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】ウラン及びプルトニウムを含む超ウラン元
    素を核分裂させて熱を得る原子炉及びその原子炉への燃
    料を供給，処理する燃料リサイクル方式において、水を
    冷却材とする熱中性子利用炉の取出被覆燃料から核燃料
    物質を核種分離する再処理を経由しないで、ウラン，プ
    ルトニウムを含む超ウラン元素，核分裂固体生成物を混
    合したままで取出し、その取出し混合物質に、プルトニ
    ウムあるいはプルトニウムを含む超ウラン元素を富化し
    て再被覆し、高速中性子利用炉に装荷し、酸化物燃料あ
    るいは金属燃料として燃焼させることを特徴とする高速
    中性子利用炉の燃料リサイクル方式。
  2. 【請求項２】請求項１において、取出した被覆燃料の
    内、プルトニウムあるいはプルトニウムを含む超ウラン
    元素を富化して再装荷する燃料は、取出し燃料の中で相
    対的に核分裂性物質割合の高い燃料とすることを特徴と
    する高速中性子利用炉の燃料リサイクル方式。
  3. 【請求項３】請求項２において、取出し燃料の中で相対
    的に核分裂性物質割合の高い燃料として、沸騰軽水型原
    子炉の装荷時の高濃縮燃料の取出燃料とすることを特徴
    とする高速中性子利用炉の燃料リサイクル方式。
  4. 【請求項４】請求項２において、取出し燃料の中で相対
    的に核分裂性物質割合の高い燃料として、加圧水型原子
    炉の装荷時の高濃縮燃料の取出燃料とすることを特徴と
    する高速中性子利用炉の燃料リサイクル方式。
  5. 【請求項５】請求項２において、取出し燃料の中で相対
    的に核分裂性物質割合の高い燃料として、軽水冷却型原
    子炉の装荷時のバーナブルポイズン燃料の取出燃料とす
    ることを特徴とする高速中性子利用炉の燃料リサイクル
    方式。
  6. 【請求項６】請求項２において、取出し燃料の中で相対
    的に核分裂性物質割合の高い燃料として、軽水冷却型原
    子炉装荷時のプルサーマル燃料の取出燃料とすることを
    特徴とする高速中性子利用炉の燃料リサイクル方式。
  7. 【請求項７】請求項２において、取出し燃料の中で相対
    的に核分裂性物質割合の高い燃料として、軽水冷却型原
    子炉の廃炉時取出燃料の中で相対的に燃焼日数の低い燃
    料とすることを特徴とする高速中性子利用炉の燃料リサ
    イクル方式。
  8. 【請求項８】請求項２において、取出し燃料の中で相対
    的に核分裂性物質割合の高い燃料として、軽水冷却型原
    子炉取出燃料で相対的に燃焼度の低い軸方向の上部と下
    部の燃料とすることを特徴とする高速中性子利用炉の燃
    料リサイクル方式。
  9. 【請求項９】ウラン及びプルトニウムを含む超ウラン元
    素を核分裂させて熱を得る原子炉及びその原子炉への燃
    料を供給，処理する燃料リサイクル方式において、自分
    の高速中性子利用炉以外から得られる取出燃料にプルト
    ニウムを富化した新燃料を炉心に装荷し、所定の燃焼後
    に燃料を取出し、プルトニウムを富化しないで再被覆
    し、取出した高速中性子利用炉に再装荷し、酸化物燃料
    あるいは金属燃料として再燃焼させることを特徴とする
    高速中性子利用炉の燃料リサイクル方式。
  10. 【請求項１０】請求項９において、新燃料は外側炉心に
    装荷することを特徴とする高速中性子利用炉の燃料リサ
    イクル方式。
  11. 【請求項１１】請求項９において、所定の燃焼として、
    高速炉燃料集合体の炉心部平均燃焼度として１０万ＭＷ
    ｄ／ｔ以下とすることを特徴とする高速中性子利用炉の
    燃料リサイクル方式。
  12. 【請求項１２】請求項９において、所定の燃焼後に燃料
    を取出し、プルトニウムを富化しないで再被覆し、自分
    の高速中性子利用炉に装荷する燃料として、ナトリウム
    冷却型高速中性子利用炉の炉心とブランケットの中で炉
    心のみとすることを特徴とする高速中性子利用炉の燃料
    リサイクル方式。
  13. 【請求項１３】請求項９において、所定の燃焼後に燃料
    を取出し、プルトニウムを富化しないで再被覆し、自分
    の高速中性子利用炉に装荷する燃料として、ナトリウム
    冷却型高速中性子利用炉取出燃料で相対的に燃焼度の低
    い炉心軸方向の上部と下部の燃料とすることを特徴とす
    る高速中性子利用炉の燃料リサイクル方式。
  14. 【請求項１４】請求項１３において、軸方向中央部と再
    被覆する燃料の間に燃料物質以外のセラミックを配置す
    ることを特徴とする高速中性子利用炉の燃料リサイクル
    方式。
  15. 【請求項１５】請求項１２において、炉心燃料と軸方向
    ブランケット燃料の間に燃料物質以外のセラミックを配
    置することを特徴とする高速中性子利用炉の燃料リサイ
    クル方式。
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Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2006275638A (ja) * 2005-03-28 2006-10-12 Hitachi Ltd 使用済燃料の処理方法
JP2010133984A (ja) * 2010-03-17 2010-06-17 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 使用済燃料の処理方法及び燃料サイクルシステム
JP2013029403A (ja) * 2011-07-28 2013-02-07 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 高速増殖炉の炉心
JP2013510313A (ja) * 2009-11-06 2013-03-21 シーレイト リミテッド ライアビリティー カンパニー 核分裂反応炉における核燃料アセンブリを移動するための方法及びシステム
JP2013224925A (ja) * 2012-03-23 2013-10-31 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 使用済燃料の処理方法及び処理システム
JP2014167486A (ja) * 2006-11-28 2014-09-11 Searete Llc 長期運転のための自動化された原子炉
US9786392B2 (en) 2009-11-06 2017-10-10 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US9799416B2 (en) 2009-11-06 2017-10-24 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US9922733B2 (en) 2009-11-06 2018-03-20 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US10008294B2 (en) 2009-11-06 2018-06-26 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor

Cited By (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2006275638A (ja) * 2005-03-28 2006-10-12 Hitachi Ltd 使用済燃料の処理方法
JP2014167486A (ja) * 2006-11-28 2014-09-11 Searete Llc 長期運転のための自動化された原子炉
JP2017102126A (ja) * 2006-11-28 2017-06-08 テラパワー， エルエルシー 長期運転のための自動化された原子炉
JP2013510313A (ja) * 2009-11-06 2013-03-21 シーレイト リミテッド ライアビリティー カンパニー 核分裂反応炉における核燃料アセンブリを移動するための方法及びシステム
JP2013510314A (ja) * 2009-11-06 2013-03-21 シーレイト リミテッド ライアビリティー カンパニー 核分裂反応炉における核燃料アセンブリを移動するための方法及びシステム
US9786392B2 (en) 2009-11-06 2017-10-10 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US9799416B2 (en) 2009-11-06 2017-10-24 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US9922733B2 (en) 2009-11-06 2018-03-20 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US10008294B2 (en) 2009-11-06 2018-06-26 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
JP2010133984A (ja) * 2010-03-17 2010-06-17 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 使用済燃料の処理方法及び燃料サイクルシステム
JP2013029403A (ja) * 2011-07-28 2013-02-07 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 高速増殖炉の炉心
JP2013224925A (ja) * 2012-03-23 2013-10-31 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 使用済燃料の処理方法及び処理システム

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