JPS61129593A - 核燃料要素 - Google Patents
核燃料要素Info
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- JPS61129593A JPS61129593A JP59250480A JP25048084A JPS61129593A JP S61129593 A JPS61129593 A JP S61129593A JP 59250480 A JP59250480 A JP 59250480A JP 25048084 A JP25048084 A JP 25048084A JP S61129593 A JPS61129593 A JP S61129593A
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- JP
- Japan
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- fuel
- core
- blanket
- nuclear fuel
- uranium
- Prior art date
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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
Landscapes
- Catalysts (AREA)
- Glass Compositions (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の技術分野］
本発明は核分裂性物質と親核分裂性物質を軸方向に非均
質な構造に配置した核燃料要素に関する。
質な構造に配置した核燃料要素に関する。
［発明の技術的背景］
従来、第３図に示すような高速増殖炉が使用されている
。すなわち、第３図生得号１は原子炉容器を示しており
、この原子炉容器１内には冷却材である液体ナトリウム
２が満たされている。また、この原子炉容器１内には中
心部に炉心３が構成され、炉心３の上部には炉心上部機
構４が設けられ、この炉心上部機構４の外周囲に一次冷
却材ボンブ５、中間熱交換器６等が配置されている。こ
の原子炉容器１の上部は上部遮蔽体としてのルーフスラ
ブ７で密閉されており、このルーフスラブ７と液体ナト
リウム２の液面との間にはカバーガスが封入されている
。このルーフスラブ７の中央部には前記炉心上部機構４
と対向した位置制御棒駆動機構８が支持されている。
。すなわち、第３図生得号１は原子炉容器を示しており
、この原子炉容器１内には冷却材である液体ナトリウム
２が満たされている。また、この原子炉容器１内には中
心部に炉心３が構成され、炉心３の上部には炉心上部機
構４が設けられ、この炉心上部機構４の外周囲に一次冷
却材ボンブ５、中間熱交換器６等が配置されている。こ
の原子炉容器１の上部は上部遮蔽体としてのルーフスラ
ブ７で密閉されており、このルーフスラブ７と液体ナト
リウム２の液面との間にはカバーガスが封入されている
。このルーフスラブ７の中央部には前記炉心上部機構４
と対向した位置制御棒駆動機構８が支持されている。
この制御棒駆動機構８は第４図に示すようにルーフスラ
ブ７上の駆動部と、ルーフスラブ７の下面側の上部案内
管１２および延長管１３とで構成されている。
ブ７上の駆動部と、ルーフスラブ７の下面側の上部案内
管１２および延長管１３とで構成されている。
この制御棒駆動機構８は制御棒１０を炉心３の燃料部９
中に挿入または用法操作して、炉心３の反応度の制御を
行なうものである。
中に挿入または用法操作して、炉心３の反応度の制御を
行なうものである。
そして、この炉心３として、軸方向に非均質な構造をも
った軸方向非均質炉心では、それぞれ多数本からなる核
分裂性物質を多く含む炉心燃料によって構成される外側
炉心燃料集合体と、核分裂−性物質を多く含む炉心燃料
及び中性子吸収によって核分裂性物質に変換される親核
分裂性物質を多く含むブランケット燃料によって構成さ
れている。
った軸方向非均質炉心では、それぞれ多数本からなる核
分裂性物質を多く含む炉心燃料によって構成される外側
炉心燃料集合体と、核分裂−性物質を多く含む炉心燃料
及び中性子吸収によって核分裂性物質に変換される親核
分裂性物質を多く含むブランケット燃料によって構成さ
れている。
前記ブランケット燃料を軸方向中央付近に配置すること
より、軸方向上下から炉心燃料によってはさまれた内側
炉心燃料集合体と、中性子吸収物質を含み核分裂反応を
制御する制御棒とによって形成されている。第５図は外
側炉心燃料集合体１４概念的断面図、第６図は内側炉心
燃料集合体１５の概念的断面図であり、ここで、１６は
炉心燃料、１７はブランケット燃料をそれぞれ示してい
る。
より、軸方向上下から炉心燃料によってはさまれた内側
炉心燃料集合体と、中性子吸収物質を含み核分裂反応を
制御する制御棒とによって形成されている。第５図は外
側炉心燃料集合体１４概念的断面図、第６図は内側炉心
燃料集合体１５の概念的断面図であり、ここで、１６は
炉心燃料、１７はブランケット燃料をそれぞれ示してい
る。
すなわち、第５図および第６図においてはラッパ管３１
に炉心燃料１６およびブランケット燃料１７が収容され
た状態である。
に炉心燃料１６およびブランケット燃料１７が収容され
た状態である。
なお、図中３７はハンドリングヘッドで、３８はエント
ランスノズルを示している。
ランスノズルを示している。
このような燃料集合体によって構成された高速増殖炉の
軸方向非均質炉心３の横断面の一例を示したものが第７
図である。すなわち、第７図において、第５図に示した
外側炉心燃料集合体１４によって構成される外側炉心領
１ｉｉ！１４’ （図中太線より外側）は第６図に示
した内側炉心燃料集合体１５によって構成される内側炉
心領域１５を取り囲んでおり、制御棒１０Ａ、１０Ｂ、
１０Ｃ。
軸方向非均質炉心３の横断面の一例を示したものが第７
図である。すなわち、第７図において、第５図に示した
外側炉心燃料集合体１４によって構成される外側炉心領
１ｉｉ！１４’ （図中太線より外側）は第６図に示
した内側炉心燃料集合体１５によって構成される内側炉
心領域１５を取り囲んでおり、制御棒１０Ａ、１０Ｂ、
１０Ｃ。
１０Ｘはこれらの領域の中に多数分散配置されている。
制御棒１０Ａ、１０Ｂ、ＩＯＣは、多数ある制御棒の内
で炉の起動、停止、出力制御の目的に用いられる主炉停
止制御棒である。
で炉の起動、停止、出力制御の目的に用いられる主炉停
止制御棒である。
制御棒１０Ｘは、多数ある制御棒の内で、炉の緊急停止
の目的のみに用いられ、通常運転時には、炉心から常に
全引抜状態にある後備炉停止用制御棒である。これらの
主炉停止用制御棒において、符号１０Ａは炉心中心に、
符号１０Ｂは炉心中心から見て２番目の距離に、符号１
０Ｃは炉心中心から最も遠い距離に、各々位置された主
炉停止用制御棒１０を示している。また第７図に示した
ように、炉中心から見て最も遠い距離に配置された制御
棒１０Ｃは、通常内側炉心領域１５′と外側炉心領域１
４′の境界に位置されることが多い。
の目的のみに用いられ、通常運転時には、炉心から常に
全引抜状態にある後備炉停止用制御棒である。これらの
主炉停止用制御棒において、符号１０Ａは炉心中心に、
符号１０Ｂは炉心中心から見て２番目の距離に、符号１
０Ｃは炉心中心から最も遠い距離に、各々位置された主
炉停止用制御棒１０を示している。また第７図に示した
ように、炉中心から見て最も遠い距離に配置された制御
棒１０Ｃは、通常内側炉心領域１５′と外側炉心領域１
４′の境界に位置されることが多い。
つぎに第８図に核燃料要素の全体図を、第９図に核燃料
要素を複数本集合して結束しラッパ管内に組込んで燃料
集合体に構成した場合の全体図を示して詳しく説明する
。
要素を複数本集合して結束しラッパ管内に組込んで燃料
集合体に構成した場合の全体図を示して詳しく説明する
。
第８図に示すように、核燃料要素１８は核燃料物質１９
．２０．２１を被覆管２２内に充填し、その上、下山端
部は上部端栓２３および下部端栓２４と被覆管２２とを
溶接して密封構造となっている。
．２０．２１を被覆管２２内に充填し、その上、下山端
部は上部端栓２３および下部端栓２４と被覆管２２とを
溶接して密封構造となっている。
また、核燃料要素１８には、核燃料物質１９゜２０．２
１の核分裂によって発生した生成ガスを被覆管２２内に
保持するためのガス溜２５が設けられている。図中符号
２６は前記核燃料物質１つ。
１の核分裂によって発生した生成ガスを被覆管２２内に
保持するためのガス溜２５が設けられている。図中符号
２６は前記核燃料物質１つ。
２０．２１を充填した範囲を示す核燃料充填部で、この
核燃料充填部２６とガス溜２５とは通気孔２７を有する
中間端栓２８を設けて接続されている。このように構成
された核燃料要素１８の被覆管２２の外面には全長にわ
たってワイヤスペーサ２９が巻回され、このワイヤスペ
ーサ２９の両端はそれぞれ上下両端栓２３．２４に溶接
３０で固定されている。
核燃料充填部２６とガス溜２５とは通気孔２７を有する
中間端栓２８を設けて接続されている。このように構成
された核燃料要素１８の被覆管２２の外面には全長にわ
たってワイヤスペーサ２９が巻回され、このワイヤスペ
ーサ２９の両端はそれぞれ上下両端栓２３．２４に溶接
３０で固定されている。
そして、第９図に示すように、核燃料要素１８は複数本
が集合し結束してラッパ管３１に組込まれ、またラッパ
管３１の上端部にはハンドリングヘッド３７が、また下
端部にはニジトランスノズル３８が接続されて核燃料集
合体を構成する。この核燃料集合体は原子炉内で冷却材
がエントランスノズルから流入し核燃料要素１８間を流
れてハンドリングヘッド３７から流出する。
が集合し結束してラッパ管３１に組込まれ、またラッパ
管３１の上端部にはハンドリングヘッド３７が、また下
端部にはニジトランスノズル３８が接続されて核燃料集
合体を構成する。この核燃料集合体は原子炉内で冷却材
がエントランスノズルから流入し核燃料要素１８間を流
れてハンドリングヘッド３７から流出する。
［背景技術の問題点コ
前記構成の軸方向非均質核燃料要素においては、その特
徴的な出力分布形状により、核分裂によって生じた核分
裂生成物であるセシウム（以下Ｃ３と記す）が照射中波
覆管と燃料ペレットの間隙を軸方向に移動する。とくに
炉心燃料にはさまれた内部ブラケット燃料領域は、ＣＳ
シンクの役割を果たす。内部ブランケット燃料領域へ移
動したＣ３は、とくに炉心燃料領域との境界部において
、二酸化ウランと反応して、Ｃｓ −ｔＪ−０系の反応
化合物を生成する（系えばＣｓ ２ ＵＯ４、Ｃｓ ２
Ｕ２０７等）。これは通常、二酸化ウラン（ＵＯ２＋ｘ
）の酸素とウラン比（２＋ｘ）が、化学量論的組成比（
２，００＞よりＸだけ大きい二酸化ウランペレットを使
用しているため、余剰酸素が関与している。
徴的な出力分布形状により、核分裂によって生じた核分
裂生成物であるセシウム（以下Ｃ３と記す）が照射中波
覆管と燃料ペレットの間隙を軸方向に移動する。とくに
炉心燃料にはさまれた内部ブラケット燃料領域は、ＣＳ
シンクの役割を果たす。内部ブランケット燃料領域へ移
動したＣ３は、とくに炉心燃料領域との境界部において
、二酸化ウランと反応して、Ｃｓ −ｔＪ−０系の反応
化合物を生成する（系えばＣｓ ２ ＵＯ４、Ｃｓ ２
Ｕ２０７等）。これは通常、二酸化ウラン（ＵＯ２＋ｘ
）の酸素とウラン比（２＋ｘ）が、化学量論的組成比（
２，００＞よりＸだけ大きい二酸化ウランペレットを使
用しているため、余剰酸素が関与している。
この反応化合物は、被覆管と燃料ペレットの間隙を埋め
て、被覆管の内側から荷重を与え、燃料の寿命に影響を
与えることが懸念される。第１０図は上記核燃料要素の
出力分布とＣ３の分布を相対値で示したものである。第
１０図から明らかなように炉心燃料と炉心燃料との間に
はさまれたブランケット燃料ではＣｓの生成量が大きく
なる。
て、被覆管の内側から荷重を与え、燃料の寿命に影響を
与えることが懸念される。第１０図は上記核燃料要素の
出力分布とＣ３の分布を相対値で示したものである。第
１０図から明らかなように炉心燃料と炉心燃料との間に
はさまれたブランケット燃料ではＣｓの生成量が大きく
なる。
［発明の目的］
本発明は、上記従来技術の問題点を解決するために為さ
れたもので、Ｃｓ −Ｕ−０系の反応化合物の抑まりあ
るいは反応化合物の生成による被覆管への荷重を緩和す
ることにより、燃料の寿命に′影響のある因子を除去し
、燃料の寿命延長を図った核燃料要素を提供することに
ある。
れたもので、Ｃｓ −Ｕ−０系の反応化合物の抑まりあ
るいは反応化合物の生成による被覆管への荷重を緩和す
ることにより、燃料の寿命に′影響のある因子を除去し
、燃料の寿命延長を図った核燃料要素を提供することに
ある。
［発明の概要］
本発明は、多数個のプルトニウム・ウラン混合酸化物ペ
レットから成る炉心燃料及び多数個の二酸化ウランペレ
ットから成るブランケット燃料によって、被覆管内に充
填、構成されており、前記ブランケット燃料が炉心中心
付近に配置することにより、軸方向上下から前記炉心燃
料によってはさまれた構導を有する軸方向非均質核燃料
要素において、炉心燃料との境界部の前記ブランケット
燃料の二酸化ウランの酸素とウラン比を化学量論的組成
比に近い二酸化ウランペレットを上下境界部にそれぞれ
１個以上配置したことを特徴とする核燃料要素である。
レットから成る炉心燃料及び多数個の二酸化ウランペレ
ットから成るブランケット燃料によって、被覆管内に充
填、構成されており、前記ブランケット燃料が炉心中心
付近に配置することにより、軸方向上下から前記炉心燃
料によってはさまれた構導を有する軸方向非均質核燃料
要素において、炉心燃料との境界部の前記ブランケット
燃料の二酸化ウランの酸素とウラン比を化学量論的組成
比に近い二酸化ウランペレットを上下境界部にそれぞれ
１個以上配置したことを特徴とする核燃料要素である。
また本発明は前記炉心燃料及びブランケット燃料の境界
部のそれぞれのプルトニウム・ウラン混合酸化物ペレッ
ト及び二酸化ウランペレットの外径を小さくし、被覆管
と前記燃料ペレットとの間隙を他の領域より大きくした
ことを特徴とする核燃料要素である。
部のそれぞれのプルトニウム・ウラン混合酸化物ペレッ
ト及び二酸化ウランペレットの外径を小さくし、被覆管
と前記燃料ペレットとの間隙を他の領域より大きくした
ことを特徴とする核燃料要素である。
本発明による核燃料要素によって、前記軸方向非均質構
造を有する核燃料要素に特徴的なＣ３−Ｕ−Ｏ系の反応
化合物の生成を抑えあるいは又前記反応化合物による被
覆管への荷重を緩和することにより、核燃料要素の寿命
をのばすことが出来る。
造を有する核燃料要素に特徴的なＣ３−Ｕ−Ｏ系の反応
化合物の生成を抑えあるいは又前記反応化合物による被
覆管への荷重を緩和することにより、核燃料要素の寿命
をのばすことが出来る。
［発明の実施例］
以下、第１図及び第２図を参照しながら、本発明に係る
核燃料要素の各実施例を説明する。なお、第１図および
第２図ともに第８図と同一部分は同一符号で示し、重複
する部分の説明を省略し、また要部のみ示している。
核燃料要素の各実施例を説明する。なお、第１図および
第２図ともに第８図と同一部分は同一符号で示し、重複
する部分の説明を省略し、また要部のみ示している。
第１図における第１実施例の核燃料要素３２は、被覆管
２２内に充填されたプルトニウム・ウラン混合酸化物ペ
レットから成る炉心燃料２０にはさまれて、二酸化ウラ
ンペレットからなるブランケット燃料１９．３３が被覆
管２２内に充填されている。
２２内に充填されたプルトニウム・ウラン混合酸化物ペ
レットから成る炉心燃料２０にはさまれて、二酸化ウラ
ンペレットからなるブランケット燃料１９．３３が被覆
管２２内に充填されている。
ここで、前記ブランケット燃料１９．３３のうち、前記
炉心燃料２０との境界部のブランケット燃料３３を構成
する二酸化ウランペレットには酸素とウランの比が化学
量論的組成比（２，００）に近いものが配置構成されて
いる。
炉心燃料２０との境界部のブランケット燃料３３を構成
する二酸化ウランペレットには酸素とウランの比が化学
量論的組成比（２，００）に近いものが配置構成されて
いる。
通常ブランケット燃料に使用される二酸化ウランペレッ
トの酸素とウランの比は２．００〜２．０２にあり、こ
のうち本発明に使用され仝ブランケラト燃料３３の二酸
化ウランペレットの酸素とウランの比は２．００〜２．
０１のものを選択的に使用することよって、Ｃｓ −Ｕ
−０系の反応化合物の生成が従来より相当低減出来る。
トの酸素とウランの比は２．００〜２．０２にあり、こ
のうち本発明に使用され仝ブランケラト燃料３３の二酸
化ウランペレットの酸素とウランの比は２．００〜２．
０１のものを選択的に使用することよって、Ｃｓ −Ｕ
−０系の反応化合物の生成が従来より相当低減出来る。
もちろん酸素とウランの比を化学量論的組成比（２，０
０）の二酸化ウランペレットを製造することが可能であ
る。二酸化ウランの製造管理により、酸素とウランの比
が限りなく化学量論的組成比に近い二酸化ウランペレッ
トを使用することができる。
０）の二酸化ウランペレットを製造することが可能であ
る。二酸化ウランの製造管理により、酸素とウランの比
が限りなく化学量論的組成比に近い二酸化ウランペレッ
トを使用することができる。
また、前記境界部の二酸化ウランペレットは、上下境界
部名１個以上必要とするが、最も効果のある個数は２〜
３個程度である。
部名１個以上必要とするが、最も効果のある個数は２〜
３個程度である。
なお、炉心燃料２０にはさまれたブランケット燃料１９
．３３の全てにわたって酸素とウランの比が２．００〜
２．０１の二酸化ウランペレット１ を使用する
ことに際しては、本発明の範囲に含まれることはもちろ
んである。
．３３の全てにわたって酸素とウランの比が２．００〜
２．０１の二酸化ウランペレット１ を使用する
ことに際しては、本発明の範囲に含まれることはもちろ
んである。
第２図は本発明の第２の実施例を示したものである。
第２図における第２実施例の核燃料要素３４は、ブラン
ケット燃料１９．３５と炉心燃料２０．３６との上下各
々境界部に位置するブランケット燃料３５を形成する二
酸化ウランペレットと炉心燃料３６を形成するプルトニ
ウム・ウラン混合酸化物ペレットの外径を他の燃料２０
．１９のペレットよりも小さくしたものである。この実
施例では被覆管２２との間隙３９を他の領域より大きく
することによって、ブランケット燃料３５と炉心燃料３
６の境界部に生成したＣｓ −Ｕ−０系の反応化合物を
この間隙３９で吸収し、被覆管への荷重を緩和するもの
である。
ケット燃料１９．３５と炉心燃料２０．３６との上下各
々境界部に位置するブランケット燃料３５を形成する二
酸化ウランペレットと炉心燃料３６を形成するプルトニ
ウム・ウラン混合酸化物ペレットの外径を他の燃料２０
．１９のペレットよりも小さくしたものである。この実
施例では被覆管２２との間隙３９を他の領域より大きく
することによって、ブランケット燃料３５と炉心燃料３
６の境界部に生成したＣｓ −Ｕ−０系の反応化合物を
この間隙３９で吸収し、被覆管への荷重を緩和するもの
である。
［発明の効果］
以上説明したように、本発明によれば、ブランケットに
使用される酸素とウラン比が化学量論的組成比に近いた
め、余剰酸素が少なく、照射中生成移動してきたＣ３と
の反応化合物の生成量を小さく抑制することが出来る。
使用される酸素とウラン比が化学量論的組成比に近いた
め、余剰酸素が少なく、照射中生成移動してきたＣ３と
の反応化合物の生成量を小さく抑制することが出来る。
あるいは又反応化合物の生成を燃料ペレットと被覆管の
間隙で吸収し、被覆管への荷重を緩和することが出来る
。このことによって寿命に影響を与える因子を取り除き
、核燃料要素の寿命延長を図ることが出来る。
間隙で吸収し、被覆管への荷重を緩和することが出来る
。このことによって寿命に影響を与える因子を取り除き
、核燃料要素の寿命延長を図ることが出来る。
第１図および第２図はそれぞれ本発明に係る核燃料要素
の実施例を示す縦断面図、第３図は高速増殖炉の概要を
示す縦断面図、第４図は第３図における炉心部周辺と制
御棒駆動装置との関係を拡大して示す縦断面図、第５図
および第６図はそれぞれ従来の核燃料要素を概略的に示
す断面図、第７図は第３図における炉心部を拡大して示
す横断面図、第８図は従来の核燃料要素を示す縦断面図
、第９図は第８図の核燃料要素を組込んだ核燃料集合体
を一部側面で示す縦断面図、第１０図は従来の核燃料要
素の出力分布とセシウムの分布を示す曲線図である。 １・・・原子炉容器 ２・・・液体ナトリウム３・
・・炉 心 ４・・・炉心上部機構５・・・−
次系冷却材ポンプ ６・・・中間熱交換器 ７・・・ルーフスラブ８・・
・制御棒駆動機構 ９・・・燃料部１０・・・制御棒
１１・・・下部案内管１２・・・上部案内管
１３・・・延長管１０Ａ・・・制御棒 ｉｏｓ、ｉｏｃ、ｉｏｘ・・・制御棒 １４′・・・外側炉心領域 １５′・・・内側炉心領域 １４・・・外側炉心燃料集合体 １５・・・内側炉心燃料集合体 １６・・・炉心燃料 １７・−・ブランケット燃料
１８・・・核燃料要素 １つ・・・ブランケット燃料
２０・・・炉心燃料 ２１・・・ブランケット燃料
２２・・・被覆管 ２３・・・上部端栓２４・・
・下部端栓 ２５・・・ガス溜２６・・・核燃料充
填部 ２７・・・通気孔２８・・・中間端栓 ２９
・・−ワイヤスペース３０・・・溶接部 ３１・
・・ラッパ管３２・・・第１実施例の核燃料要素 ３３・・・第１実施例のブランケット燃料３４・・・第
２実施例の核燃料要素 ３５・・・第２実施例のブランケット燃料３６・・・第
２実施例の炉心燃料 ３７・・・ハンドリングヘッド ３８・・・エントランスノズル ３９・・・間 隙
の実施例を示す縦断面図、第３図は高速増殖炉の概要を
示す縦断面図、第４図は第３図における炉心部周辺と制
御棒駆動装置との関係を拡大して示す縦断面図、第５図
および第６図はそれぞれ従来の核燃料要素を概略的に示
す断面図、第７図は第３図における炉心部を拡大して示
す横断面図、第８図は従来の核燃料要素を示す縦断面図
、第９図は第８図の核燃料要素を組込んだ核燃料集合体
を一部側面で示す縦断面図、第１０図は従来の核燃料要
素の出力分布とセシウムの分布を示す曲線図である。 １・・・原子炉容器 ２・・・液体ナトリウム３・
・・炉 心 ４・・・炉心上部機構５・・・−
次系冷却材ポンプ ６・・・中間熱交換器 ７・・・ルーフスラブ８・・
・制御棒駆動機構 ９・・・燃料部１０・・・制御棒
１１・・・下部案内管１２・・・上部案内管
１３・・・延長管１０Ａ・・・制御棒 ｉｏｓ、ｉｏｃ、ｉｏｘ・・・制御棒 １４′・・・外側炉心領域 １５′・・・内側炉心領域 １４・・・外側炉心燃料集合体 １５・・・内側炉心燃料集合体 １６・・・炉心燃料 １７・−・ブランケット燃料
１８・・・核燃料要素 １つ・・・ブランケット燃料
２０・・・炉心燃料 ２１・・・ブランケット燃料
２２・・・被覆管 ２３・・・上部端栓２４・・
・下部端栓 ２５・・・ガス溜２６・・・核燃料充
填部 ２７・・・通気孔２８・・・中間端栓 ２９
・・−ワイヤスペース３０・・・溶接部 ３１・
・・ラッパ管３２・・・第１実施例の核燃料要素 ３３・・・第１実施例のブランケット燃料３４・・・第
２実施例の核燃料要素 ３５・・・第２実施例のブランケット燃料３６・・・第
２実施例の炉心燃料 ３７・・・ハンドリングヘッド ３８・・・エントランスノズル ３９・・・間 隙
Claims (2)
- （１）被覆管内に核燃料物質が充填され、その被覆管の
上下両端が端栓によって密封され、前記核燃料物質は多
数個のプルトニウム・ウラン混合酸化物ペレットから成
る炉心燃料及び多数個の二酸化ウランペレットから成る
ブランケット燃料であり、しかも前記ブランケット燃料
は炉心中心付近に配置され軸方向から前記炉心燃料によ
って上下にはさまれた構造を有する軸方向非均質核燃料
要素において、前記ブランケット燃料と炉心燃料との境
界部のブランケット燃料の二酸化ウラン（ＵＯ ２＋ｘ
）の酸素とウランとの比（２＋ｘ）を化学量論的組成比
（２．００、Ｘ ０．００）に近くして、しかもＸ ０
．００の二酸化ウランペレットを前記境界部の上下にそ
れぞれ少なくとも１個配置したことを特徴とする核燃料
要素。 - （２）前記ブランケット燃料と炉心燃料との上下各々の
境界に位置するブランケット燃料を形成する二酸化ウラ
ンペレットと炉心燃料を形成するプルトニウム・ウラン
混合酸化物燃料ペレットの外径を小さくして前記被覆管
との間隙は他の領域より大きく構成されていることを特
徴とする特許請求の範囲第１項記載の核燃料要素。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59250480A JPS61129593A (ja) | 1984-11-29 | 1984-11-29 | 核燃料要素 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59250480A JPS61129593A (ja) | 1984-11-29 | 1984-11-29 | 核燃料要素 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61129593A true JPS61129593A (ja) | 1986-06-17 |
| JPH0441795B2 JPH0441795B2 (ja) | 1992-07-09 |
Family
ID=17208477
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59250480A Granted JPS61129593A (ja) | 1984-11-29 | 1984-11-29 | 核燃料要素 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61129593A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2012185020A (ja) * | 2011-03-04 | 2012-09-27 | Japan Atomic Energy Agency | 核燃料要素 |
| JP2021135248A (ja) * | 2020-02-28 | 2021-09-13 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 高速炉の炉心および高速炉の運転方法 |
-
1984
- 1984-11-29 JP JP59250480A patent/JPS61129593A/ja active Granted
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2012185020A (ja) * | 2011-03-04 | 2012-09-27 | Japan Atomic Energy Agency | 核燃料要素 |
| JP2021135248A (ja) * | 2020-02-28 | 2021-09-13 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 高速炉の炉心および高速炉の運転方法 |
| US11854709B2 (en) | 2020-02-28 | 2023-12-26 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Fast reactor with primary and backup control rods |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0441795B2 (ja) | 1992-07-09 |
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