JPH11508367A

JPH11508367A - シードブランケット型原子炉

Info

Publication number: JPH11508367A
Application number: JP9510309A
Authority: JP
Inventors: ラドコースキー，アルビン
Original assignee: ラドコースキー・ソリウム・パワー・コーポレイション
Priority date: 1994-08-16
Filing date: 1996-08-14
Publication date: 1999-07-21
Anticipated expiration: 2016-08-14
Also published as: DE69632070T2; WO1997008711A3; EP0871958A2; CA2229064C; DE69632070D1; EP0871958B1; CN1182540C; ES2219693T3; US5949837A; CA2229064A1; EP0871958A4; AU6722296A; US5737375A; JP3147907B2; BR9610204A; RU2176826C2; EP1154440A1; US5864593A; US6026136A; WO1997008711A2

Abstract

(57)【要約】従来の原子炉燃料と共にトリウム燃料を燃焼するためにシード−ブランケット型の炉心（１０，１００）は非拡散型の濃縮ウランと、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有する。第１実施形態では、原子炉燃料、生成される廃棄物が核兵器を製造するために使用できないという点で、炉心（１０）は完全に非拡散的である。本発明の第２実施形態では、トリウムと一緒に大量にウエポングレードのプルトニウムを燃焼するために炉心（１００）が採用されており、これは備蓄されているウエポングレードのプルトニウムを破壊して電気エネルギに変換する好都合な機構を提供するものである。両実施形態の炉心は複数のシード−ブランケットユニット（１２，１０２）を有し、これらは中央に配置されたシード領域（１８、１０４）を有し、これは環状のブラケット領域（２０、１０６）で囲まれている。シード領域はウラン又はプルトニウムの燃料ロッド（２２、１１０）を有し、ブランケット領域はトリウム燃料ロッド（２６、１１０）を有する。減速材対燃料容積比と、シード領域とブランケット領域の相対的な大きさは、いずれの実施形態も核兵器を製造するために使用できる廃棄物を生成しないように最適化されている。新しい燃料補給計画は第１実施形態で採用され、シード燃料の利用を最大化すると共に、使用済の燃料が核兵器の製造に使用できないことを保障する。

Description

【発明の詳細な説明】シードブランケット型原子炉技術分野本発明は、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。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。１９９４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を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。在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。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／ＵＳ８４／０１６７０（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ト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。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。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シ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。 ’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。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。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。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。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。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。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。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。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。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（２０％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−２３３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。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。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対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対燃料比は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。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。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。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ド−ブラン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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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、シード燃料ロッド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。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。Ｐ_b／Ｐ_s＝ε（Ｋ_b／（１−Ｋ_b））（（Ｋ_s-1）Ｋs 上述の式において、Ｋ_sとＫ_b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Ｋ_sは１よりも大きく、ブランケット増倍率Ｋ_b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子源として機能する。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。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。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。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。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、そのためにト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。トリウムが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、こ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。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。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、複数の可燃ポイズンロッド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。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。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ＳＢＵ１２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。反対に、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燃料サイクル又は約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。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は熱を発生し、これはＰｕ−２３９（ウエポングレードのプルトニウム）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、Ｐｕ−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。これら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。ＣＲＣを有するＳＢＵはまた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）を有するシード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％で一定であるが、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。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１００は略円形断面を有し、８９個のＳＢＵ１０２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。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ッ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、複数のウオータホール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ＷＡＢＡ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。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。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。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。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。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。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。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率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。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。

【手続補正書】特許法第１８４条の８第１項【提出日】１９９７年３月１２日【補正内容】請求の範囲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）上記シード領域を囲み、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。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。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。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。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。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。２１．上記シード燃料要素は、Ｕ−２３５とＵ−２３８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。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。２３．上記シード領域は上記シード−ブランケット・ユニットの全容積の約２５から４０％を有する請求項２１の原子炉。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。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。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。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。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。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。３０．上記シード−ブランケット・ユニットはそれぞれ、該シード−ブランケット・ユニットを従来の加圧水炉に装着できる形状と大きさの断面を有する請求項２１の原子炉。３１．上記シード−ブランケット・ユニットはそれぞれ、該シード−ブランケット・ユニットを従来の加圧水炉に装着できる形状と大きさの断面を有する請求項１の原子炉。３２．上記シード−ブランケット・ユニットはそれぞれ六角形断面を有する請求項３１の原子炉。３３．上記シード−ブランケット・ユニットはそれぞれ四角形断面を有する請求項３１の原子炉。３４．上記シード−ブランケット・ユニットはそれぞれ六角形断面を有する請求項３０の原子炉。３５．上記シード−ブランケット・ユニットはそれぞれ四角形断面を有する請求項３０の原子炉。３６．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と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容積％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。３７．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３６の原子炉。３８．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３６の原子炉。３９．上記シード燃料要素は、Ｕ−２３５とＵ−２３８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３６の原子炉。４０．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）上記シード領域を囲み、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軽水型原子炉の炉心。４１．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とＵ−２３８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容積％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。【手続補正書】【提出日】１９９８年２月１９日【補正内容】請求の範囲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）上記シード領域を囲み、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で、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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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１０の原子炉。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。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。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。２１．上記シード燃料要素は、Ｕ−２３５とＵ−２３８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。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。２３．上記シード領域は上記シード−ブランケット・ユニットの全容積の約２５から４０％を有する請求項２１の原子炉。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。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。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。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。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。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。３０．上記シード−ブランケット・ユニットはそれぞれ、該シード−ブランケット・ユニットを従来の加圧水炉に装着できる形状と大きさの断面を有する請求項２１の原子炉。３１．上記シード−ブランケット・ユニットはそれぞれ、該シード−ブランケット・ユニットを従来の加圧水炉に装着できる形状と大きさの断面を有する請求項１の原子炉。３２．上記シード−ブランケット・ユニットはそれぞれ六角形断面を有する請求項３１の原子炉。３３．上記シード−ブランケット・ユニットはそれぞれ四角形断面を有する請求項３１の原子炉。３４．上記シード−ブランケット・ユニットはそれぞれ六角形断面を有する請求項３０の原子炉。３５．上記シード−ブランケット・ユニットはそれぞれ四角形断面を有する請求項３０の原子炉。３６．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と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容積％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。３７．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３６の原子炉。３８．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３６の原子炉。３９．上記シード燃料要素は、Ｕ−２３５とＵ−２３８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３６の原子炉。４０．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）上記シード領域を囲み、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軽水型原子炉の炉心。４１．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とＵ−２３８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容積％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。４２．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。４３．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４２の方法。４４．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４２の方法。４５．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４４の方法。４６．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、従来の加圧水型原子炉で採用されている従来のウラン燃料と同一の大きさと形の断面を有するように選択されている請求項４２の方法。４７．上記シード−ブランケット・ユニットは六角形断面を有するものが選択されている請求項４６の方法。４８．上記シード−ブランケット・ユニットは四角形断面を有するものが選択されている請求項４６の方法。４９．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−２３８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４２の方法。５０．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４２の方法。５１．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４２の方法。５２．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４４の方法。５３．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５２の方法。５４．上記第３のウラン濃縮レベルは、約２０％以下のウランと約８０％以上のＵ−２３８に選択される請求項４４の方法。５５．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５４の方法。５６．上記シード領域に減速材を提供する工程は、上記第１、第２及び第３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４２の方法。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (81)指定国ＥＰ(ＡＴ，ＢＥ，ＣＨ，ＤＥ，ＤＫ，ＥＳ，ＦＩ，ＦＲ，ＧＢ，ＧＲ，ＩＥ，ＩＴ，ＬＵ，ＭＣ，ＮＬ，ＰＴ，ＳＥ)，ＯＡ(ＢＦ，ＢＪ，ＣＦ，ＣＧ，ＣＩ，ＣＭ，ＧＡ，ＧＮ，ＭＬ，ＭＲ，ＮＥ，ＳＮ，ＴＤ，ＴＧ)，ＡＰ(ＫＥ，ＬＳ，ＭＷ，ＳＤ，ＳＺ，ＵＧ)，ＵＡ(ＡＭ，ＡＺ，ＢＹ，ＫＧ，ＫＺ，ＭＤ，ＲＵ，ＴＪ，ＴＭ)，ＡＬ，ＡＭ，ＡＴ，ＡＵ，ＡＺ，ＢＢ，ＢＧ，ＢＲ，ＢＹ，ＣＡ，ＣＨ，ＣＮ，ＣＵ，ＣＺ，ＤＥ，ＤＫ，ＥＥ，ＥＳ，ＦＩ，ＧＢ，ＧＥ，ＨＵ，ＩＬ，ＩＳ，ＪＰ，ＫＥ，ＫＧ，ＫＰ，ＫＲ，ＫＺ，ＬＫ，ＬＲ，ＬＳ，ＬＴ，ＬＵ，ＬＶ，ＭＤ，ＭＧ，ＭＫ，ＭＮ，ＭＷ，ＭＸ，ＮＯ，ＮＺ，ＰＬ，ＰＴ，ＲＯ，ＲＵ，ＳＤ，ＳＥ，ＳＧ，ＳＩ，ＳＫ，ＴＪ，ＴＭ，ＴＲ，ＴＴ，ＵＡ，ＵＧ，ＵＺ，ＶＮ【要約の続き】ずれの実施形態も核兵器を製造するために使用できる廃棄物を生成しないように最適化されている。新しい燃料補給計画は第１実施形態で採用され、シード燃料の利用を最大化すると共に、使用済の燃料が核兵器の製造に使用できないことを保障する。

Claims

【特許請求の範囲】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Ｕ−２３５が約２０％、Ｕ−２３８が約８０％の割合以下で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）上記シード領域を囲み、トリウムを有すると共に、２０％以下のＵ−２３５を有する濃縮ウランを約１０容積％以下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。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。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。４．上記シード燃料要素が、第１のレベルまで濃縮されたウランを含む第１グループ要素と、より高い第２のレベルまで濃縮されたウランを含む第２グループ要素とを有し、上記第１グループ要素は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、上記第２グループ要素は少なくとも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。５．上記シード燃料要素はさらに高いウランレベルの第３のレベルまで濃縮された第３グループ要素を有し、上記第３グループ要素は少なくとも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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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１０の原子炉。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。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。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。