JP2002181976A

JP2002181976A - 原子炉及びこれを備える原子力プラント

Info

Publication number: JP2002181976A
Application number: JP2000380909A
Authority: JP
Inventors: Tetsuo Matsumura; 哲夫松村
Original assignee: Central Research Institute of Electric Power Industry
Current assignee: Central Research Institute of Electric Power Industry
Priority date: 2000-12-14
Filing date: 2000-12-14
Publication date: 2002-06-26

Abstract

(57)【要約】【課題】使用済燃料の再処理を行うことなく核燃料資
源を有効に利用する。【解決手段】使用済燃料と、当該使用済燃料の使用に
よる反応度の不足を補い核***連鎖反応を維持する補助
金属燃料を炉心４に装荷し、冷却材５としてガスを用い
る。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉及びこれを
備える原子力プラントに関する。さらに詳しくは、本発
明は、処理処分が困難であった使用済燃料、劣化ウラ
ン、回収ウランを燃料として使用し、リサイクル燃料資
源の活用に適した原子炉と、これを備える原子力プラン
トに関するものである。

【０００２】

【従来の技術】従来、原子炉で使用した使用済燃料は、
そのまま放射性廃棄物として廃棄処分されるか、または
再処理を行ってプルトニウムやウラン（回収ウラン）を
分離回収して核燃料に再加工していた。

【０００３】

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、使用済
燃料をそのまま廃棄する場合には、使用済燃料の中に大
量に残っているウランやプルトニウムも廃棄されること
になり、核燃料として有効に利用可能な資源が大量に無
駄になる。また、本来ならば再利用可能な大量のウラン
やプルトニウムを廃棄するので、その分だけ放射性廃棄
物が多く発生することになる。

【０００４】また、使用済燃料を再処理する場合には、
使用済燃料中に残存するウランやプルトニウムの有効利
用が可能になるものの、再処理を行うことで別の問題、
例えば再処理のための特別の設備や放射線管理が必要に
なると共に、再処理工程で新たな高レベル放射性廃棄物
が発生する等の再処理に特有の問題が発生する。また、
核燃料サイクルが実現されていない現状においては分離
したウランやプルトニウムを長期にわたり保管しなけれ
ばならず、核燃料サイクルとは別に早期に実現可能な方
法でウランやプルトニウムの再利用を図る必要がある。

【０００５】一方、天然ウランからウラン２３５を濃縮
する際の副産物である劣化ウランを有効に利用したいと
の要請もある。

【０００６】本発明は、使用済燃料を再処理することな
く核燃料資源を有効に利用することができる原子炉と、
この原子炉を利用した原子力プラントを提供することを
目的とする。

【０００７】

【課題を解決するための手段】かかる目的を達成するた
めに請求項１記載の原子炉は、使用済燃料と、当該使用
済燃料の使用による反応度の不足を補い核***連鎖反応
を維持する補助金属燃料を炉心に装荷し、冷却材として
ガスを用いるものである。

【０００８】例えば軽水炉の使用済燃料はウラン２３５
の含有率が低下しており、また、毒物となる核***生成
物質を含んでいるので、使用済燃料のみを炉心に装荷し
ても実効増倍率を１以上にすることができず反応度を０
以上にするのは困難である。しかしながら、反応度の不
足、即ち反応度を０又は０を越える値にするのに必要な
反応度を補助金属燃料の装荷によって補うことができ
る。つまり、本発明の原子炉では、使用済燃料の他に補
助金属燃料を装荷して核***連鎖反応を維持する。ま
た、冷却材として液体金属や水に比べて中性子を減速さ
せないガスを使用すると共に、酸化物燃料や窒化物燃料
等に比べて中性子を減速させない金属燃料である補助金
属燃料を使用しているので、使用済燃料に残存するウラ
ン２３８のプルトニウムへの転換が効率よく行われる。
そして、転換されたプルトニウムが核***連鎖反応の維
持に寄与する。

【０００９】また、請求項２記載の原子炉は、補助金属
燃料として、劣化ウラン、回収ウラン、濃縮ウラン、天
然ウラン又はプルトニウムを混合したウランのいずれか
を用いるものである。補助金属燃料として、劣化ウラ
ン、回収ウランを用いた場合は、ウラン２３５の濃縮の
副産物である劣化ウランや、燃料再処理して回収された
回収ウラン（減損ウラン）を有効利用することができ
る。また、補助金属燃料として、濃縮ウラン、天然ウラ
ン、プルトニウムを混合したウランを用いた場合には、
劣化ウランや回収ウランに比べて、使用済燃料の燃焼初
期における核***連鎖反応の維持が容易である。

【００１０】また、請求項３記載の原子炉は、補助金属
燃料として、使用済燃料の燃焼初期には濃縮ウラン又は
プルトニウムを混合したウランを使用し、使用済燃料の
燃焼によるプルトニウムの蓄積に応じて劣化ウラン又は
回収ウランを用いるものである。したがって、使用済燃
料の燃焼初期における核***連鎖反応の維持が容易とな
り、しかも、劣化ウランや回収ウランを有効利用するこ
とができる。

【００１１】さらに、請求項４記載の原子力プラント
は、請求項１から３のいずれかに記載の原子炉を備える
ものである。したがって、ウラン資源を有効利用する原
子力プラントが提供される。

【００１２】

【発明の実施の形態】以下、本発明の構成を図面に示す
最良の形態に基づいて詳細に説明する。

【００１３】図１に本発明を適用した原子炉を備える原
子力プラントの実施形態の一例を、図２に使用済燃料の
一例を、図３に補助金属燃料の一例をそれぞれ示す。原
子炉１は、使用済燃料２と、当該使用済燃料２の使用に
よる反応度の不足を補い核***連鎖反応を維持する補助
金属燃料３を炉心４に装荷し、冷却材５としてガスを用
いるものである。

【００１４】この原子炉１で燃焼させることができる使
用済燃料２は、例えば軽水炉、重水炉、高速炉、ガス炉
等のいずれで発生したものでも良い。使用済燃料２は、
燃料加工後に最初に新しい燃料として燃焼させた原子炉
から取り出したものをそのまま利用することが可能であ
る。即ち、燃料として最初に燃焼させた原子炉（以下、
最初の原子炉という）から取り出した使用済みの燃料集
合体を分解し、ばらばらになった燃料棒１２をまとめて
本発明の原子炉１用の燃料集合体６を構成する。ただ
し、最初の原子炉１から取り出した燃料集合体を本発明
の原子炉１の燃料集合体６としてそのまま装荷するよう
にしても良い。

【００１５】使用済燃料２の被覆管１３は、最初の原子
炉での使用時に中性子などの放射線照射を受けて多少脆
くなっている。このため、本発明の原子炉１では、その
出力密度を例えば軽水炉の約１／１０以下、即ち例えば
線出力密度で３０Ｗ／ｃｍ以下にして被覆管の破損防止
を図っている。また、例えば軽水炉で発生した使用済燃
料２を用いる場合には、被覆管１３の材料であるジルカ
ロイの高温クリープ特性を考慮して原子炉容器７内の温
度を例えば３００℃程度以下とする。

【００１６】補助金属燃料３は、例えば劣化ウラン、回
収ウラン、ウラン２３５の濃縮ウラン、天然ウラン、プ
ルトニウムを混合させたウラン等のウラン金属の使用が
可能であり、これらは使用済燃料２に応じて選択され
る。例えば、使用済燃料２中に含まれるウラン２３５や
プルトニウム２３９の割合が少なく使用済燃料２だけで
は実効増倍率が１を大きく下回る場合には、補助金属燃
料３としてウラン２３５の濃縮ウランやプルトニウムを
混合させたウランを使用して実効増倍率を１又は１以上
に増加させる。一方、使用済燃料２中に含まれるウラン
２３５やプルトニウム２３９の割合が上述の場合よりも
多くなり、補助金属燃料３として劣化ウランや回収ウラ
ンを使用しても実効増倍率を１又は１以上に増加させる
ことができる場合には、補助金属燃料３として劣化ウラ
ンや回収ウランを使用する。また、補助金属燃料３とし
て天然ウランを使用して実効増倍率を１以上に増加させ
ることができる場合には、天然ウランを使用しても良
い。

【００１７】また、使用済燃料２や補助金属燃料３の中
には燃焼によってプルトニウムが蓄積され反応度を変化
させるので、使用済燃料２の燃焼に応じて使用する補助
金属燃料３を変えても良い。例えば原子炉１の運転初
期、即ち使用済燃料２の燃焼初期にはウラン２３５を約
１０％に濃縮したウランを使用し、使用済燃料２や補助
金属燃料３中のプルトニウムの蓄積に伴い劣化ウランや
回収ウランを使用するようにしても良い。

【００１８】補助金属燃料３は、被覆管１４内に充填さ
れ燃料棒１５に加工されて使用される。例えば、補助金
属燃料３を粒状に成形し、この粒状の燃料を被覆管１４
に多数充填した燃料棒１５を炉心４に装荷する。燃料は
スエリング等によって膨張するが、粒状の燃料の間には
隙間があるので燃料の膨張を吸収することができる。被
覆管１４内には燃料と一緒に熱伝達媒体を充填しても良
く、あるいは熱伝達媒体を充填せずに燃料で発生した熱
を接触により被覆管１４に直接伝えるようにしても良
い。被覆管１４内に充填する熱伝達媒体としては、冷却
材５と同じ物質を使用することが好ましい。また、被覆
管１４の材料としては、ステンレス鋼の他、ジルカロイ
等のジルコニウム合金、アルミニウム合金、マグノック
ス等のマグネシウム合金等の使用が可能である。

【００１９】なお、ウラン燃料に、例えばＺｒを１０％
程度混合して燃料物性の安定化を図るようにしても良
い。また、被覆管１４内に充填する燃料の形状としては
粒状に限るものではなく、例えば中心に孔を有する円筒
形状等でも良い。円筒形状にすることで、中心の孔部分
で燃料の膨張を吸収することができる。

【００２０】炉心４には、使用済燃料２の燃料棒１２で
構成した燃料集合体６と、補助金属燃料３の燃料棒１５
で構成した燃料集合体８を装荷する。ただし、使用済燃
料２の燃料棒と補助金属燃料３の燃料棒１５とで１つの
燃料集合体を構成し、この燃料集合体を炉心４に装荷す
るようにしても良い。

【００２１】ガス冷却材５としては、例えばヘリウムガ
ス、炭酸ガス等の使用が可能である。ガス冷却材５は、
液体金属や軽水・重水の冷却材５に比べて中性子を減速
させない。

【００２２】このように構成された原子炉１を備えて原
子力プラントを構成できる。原子力プラントは、例えば
発電プラントであり、原子炉容器７内には、炉心４及び
冷却材５の他に蒸気発生器９、制御機構１０等が設置さ
れている。蒸気発生器９で発生した蒸気は原子炉容器７
の外に設置された発電用タービン１１に供給される。

【００２３】制御機構１０は、例えば炉心４の外に中性
子反射体を設置し、この中性子反射体を移動させること
で核***連鎖反応に寄与する高速中性子の漏洩量を増減
して反応度を制御するものである。ただし、制御機構１
０としてはこれに限るものではなく、例えばボロン、タ
ンタル等の高速中性子吸収材を炉心４に近づけたり離し
たりすることで核***連鎖反応に寄与する高速中性子を
増減して反応度を制御するようにしても良い。なお、本
発明の原子炉１では反応度の剰余は少ないため、制御機
構１０は小型のもので足りる。

【００２４】なお、図１には記載されていないが、原子
炉容器７内には反射体、遮蔽材、緊急炉心停止装置、非
常用炉心冷却装置等が設置されているのは勿論である。

【００２５】炉心４に使用済燃料２の燃料棒１２で構成
した燃料集合体６と補助金属燃料３の燃料棒１５で構成
した燃料集合体８を装荷し、運転を開始すると、炉心４
で発生した熱はガス冷却材５の自然対流によって蒸気発
生器９に伝達される。つまり、ガス冷却材５は炉心４を
下から上に向けて流れながら高温になり、原子炉容器７
の天井を伝わって蒸気発生器９へと流れる。そして、蒸
気発生器９で熱交換を行うことで冷却されながら下降
し、炉心４に下から流入する。このように冷却材５を自
然対流により循環させることも可能であり、この場合に
はポンプ等を使用して冷却材５を強制循環させる場合の
ように動力を必要としない。尚、ポンプ等を使用して冷
却材５を強制循環させて強制冷却することも可能であ
る。

【００２６】蒸気発生器９において冷却材５の熱によっ
て生じた蒸気は発電用タービン１１を回転させた後、水
に戻り蒸気発生器９へと循環する。発電用タービン１１
を回転させることで、発電が行われる。なお、発電用タ
ービン１１を設ける代わりに熱の使用場所に蒸気を供給
するようにし、原子炉１で発生した熱を暖房等の熱供給
に利用することも可能である。

【００２７】炉心４には核燃料としてそれ自体では実効
増倍率が１未満となり反応度を０以上にすることができ
ない使用済燃料２が装荷されるが、臨界又は臨界超過の
状態に対して不足する反応度は補助金属燃料３によって
補われる。このため、核***連鎖反応を維持することが
できる。

【００２８】また、冷却材５として液体金属や水に比べ
て中性子を減速させないガスを使用すると共に、酸化物
燃料や窒化物燃料等に比べて中性子を減速させない金属
燃料である補助金属燃料３を使用しているので、高速中
性子を利用して使用済燃料２や補助金属燃料３中のウラ
ン２３８のプルトニウムへの転換が効率よく行われる。
このようにして炉心４内で生産されたプルトニウムは核
***連鎖反応に寄与する。

【００２９】例えば、軽水炉で発生した使用済燃料２に
はウラン２３８がウラン部分の例えば９５％程度残って
いる。使用済燃料２の燃焼によりウラン２３８はプルト
ニウムに転換され、核***連鎖反応に寄与する。また、
高速炉で発生した使用済燃料２にはウラン２３５が例え
ば７５％程度、プルトニウムが例えば１０％程度残って
いる。使用済燃料２中に残っているウラン２３５やプル
トニウムと、新たに転換されたプルトニウムが核***連
鎖反応に寄与する。

【００３０】図４に、燃料の燃焼度と無限増倍率の関係
を示す。使用済燃料２や補助金属燃料３が燃焼すると当
該燃料２，３中にはプルトニウムが蓄積されるので無限
増倍率が増加する。ここで、図中曲線ａは劣化ウランを
用いた補助金属燃料３と使用済燃料２を炉心に装荷した
場合を、図中曲線ｂはウラン２３５を１０％程度に濃縮
した金属ウランを用いた補助金属燃料３と使用済燃料２
を炉心に装荷した場合を示している。いずれの場合であ
っても無限増倍率を１以上にして核***連鎖反応を維持
することができる。

【００３１】ただし、曲線ａの場合には、燃焼初期、例
えば燃焼度が４０ＧＷｄ／ｔ未満の部分には、炉心内で
プルトニウムが十分に生産されていないために、核***
連鎖反応を維持できず無限増倍率が１未満である。これ
に対し、曲線ｂの場合には、燃焼初期から無限増倍率を
１以上にすることができる。一方、ウラン資源の有効利
用、ウラン濃縮に必要なエネルギーやコストを削減する
等の観点からは、補助金属燃料３として濃縮ウランを用
いるよりも、劣化ウランや回収ウランを用いることが好
ましい。このため、燃焼初期には曲線ｂの補助金属燃料
３と使用済燃料２を燃焼させ、その後に曲線ａの補助金
属燃料３と使用済燃料２を燃焼させることが考えられ
る。即ち、補助金属燃料３として、燃焼初期には濃縮ウ
ラン又はプルトニウムを混合したウランを使用し、使用
済燃料２や補助金属燃料３の燃焼によるプルトニウムの
蓄積に応じて劣化ウラン又は回収ウランを用いること
で、反応度を常に０以上に維持して核***連鎖反応を維
持すると共に、ウラン資源の有効利用を図ることができ
る。補助金属燃料３は、燃料交換時に一部ずつ順番に濃
縮ウラン又はプルトニウムを混合したウランを使用した
ものから、劣化ウランや回収ウランを使用したものに交
換する。

【００３２】炉心４に装荷した使用済燃料２は、例えば
２５０ＧＷｄ／ｔ程度の燃焼度になるまで燃焼される。
そして、炉心４で燃焼された使用済燃料２は、例えば廃
棄処分される。但し、炉心４で燃焼された使用済燃料２
を再処理することも可能である。

【００３３】このように、本発明の原子炉１では、使用
済燃料２を炉心４に装荷して燃焼させることができるの
で、ウラン資源を有効に活用することができると共に、
放射性廃棄物を減らすことができる。また、使用済燃料
２の再処理を行う必要がなくなるので、再処理のための
特別な設備や放射線管理を不要にできると共に、再処理
によって新たな放射性廃棄物が発生することもなくな
る。更に、軽水炉で発生した使用済燃料を再処理した場
合のようにウランやプルトニウムを分離した状態で保管
せずにすむ。また、従来、有効活用し難かった劣化ウラ
ンや回収ウランを燃焼させることができるので、ウラン
資源をより一層有効活用することができる。

【００３４】なお、上述の形態は本発明の好適な形態の
一例ではあるがこれに限定されるものではなく本発明の
要旨を逸脱しない範囲において種々変形実施可能であ
る。例えば、上述の説明では、使用済燃料２を最初の原
子炉から取り出してその燃料棒１２をそのまま本発明の
原子炉１で燃焼させるようにしていたが、必ずしもこれ
に限るものではない。例えば、最初の原子炉から取り出
した燃料棒１２を高温例えば５００℃程度で焼き鈍し処
理をした後に本発明の原子炉１で燃焼させるようにして
も良い。このようにすることで、最初の原子炉における
放射線照射の影響を緩和することができ、本発明の原子
炉１で使用している最中の破損防止を図ることができ
る。

【００３５】また、図５に示すように、最初の原子炉か
ら取り出した使用済燃料２の燃料棒１２をオーバーパッ
ク１６に封入して本発明の原子炉１に装荷するようにし
ても良い。このようにすることで、燃料棒１２の被覆管
１３が破損した場合であっても燃料の漏れを防止するこ
とができる。オーバーパック１６は、例えばステンレス
管等である。使用によって燃料棒１２は若干変形するの
で、オーバーパック１６を燃料棒１２のサイズよりも若
干大きく形成しておくことが好ましい。また、オーバー
パック１６内には、Ｈｅガス等の熱伝達媒体１７を封入
しておくことが好ましい。

【００３６】さらに、原子炉１に装荷する燃料の量を変
化させても良い。例えば、原子炉１の運転初期には、使
用済燃料２と補助金属燃料３の装荷量を少なくして小さ
い炉心４を構成し、燃料取り替え時に装荷量を徐々に増
加させて炉心４を大きくするようにしても良い。このよ
うにすることで、原子炉１の運転初期に必要とされる濃
縮ウランの量を減らすことができる。

【００３７】

【発明の効果】以上説明したように請求項１記載の原子
炉では、使用済燃料と、当該使用済燃料の使用による反
応度の不足を補い核***連鎖反応を維持する補助金属燃
料を炉心に装荷し、冷却材としてガスを用いているの
で、使用済燃料を燃焼させながら核***連鎖反応を維持
することができる。このため、燃料再処理を行わなくて
もウラン資源の有効利用が可能になると共に、放射性廃
棄物の発生を抑えることができる。また、使用済燃料の
再処理を行う必要がなくなるため、再処理に必要な特別
の設備や放射線管理が不要となると共に、新たな放射性
廃棄物の発生を防止することもでき、さらには、分離し
たウランやプルトニウムを保管する必要もなくなる。ま
た、使用済燃料を単に貯蔵・保管することなく有効に活
用できることから、原子燃料サイクルの推進を図ること
ができる。

【００３８】また、請求項２記載の原子炉では、補助金
属燃料として、劣化ウラン、回収ウラン、濃縮ウラン、
天然ウラン又はプルトニウムを混合したウランのいずれ
かを用いており、これらのうち、劣化ウラン又は回収ウ
ランを用いる場合には、従来、利用し難かった劣化ウラ
ンや回収ウランを燃焼することができるので、ウラン資
源のより一層の有効利用と原子燃料サイクルのより一層
の推進を図ることができる。また、補助金属燃料とし
て、濃縮ウラン、天然ウラン、プルトニウムを混合した
ウランを用いる場合には、劣化ウランや回収ウランを使
用した場合に比べて、使用済燃料の燃焼初期においても
核***連鎖反応の維持が容易である。

【００３９】また、請求項３記載の原子炉では、補助金
属燃料として、使用済燃料の燃焼初期には濃縮ウラン又
はプルトニウムを混合したウランを使用し、使用済燃料
の燃焼によるプルトニウムの蓄積に応じて劣化ウラン又
は回収ウランを用いるので、使用済燃料の燃焼初期にお
ける核***連鎖反応の維持が容易となり、しかも、劣化
ウランや回収ウランを有効利用することができる。

【００４０】さらに、請求項４記載の原子炉では、請求
項１から３のいずれかに記載の原子炉を備えているの
で、ウラン資源を有効利用できる原子力プラントを提供
することができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明を適用した原子炉を備える原子力プラン
トの実施形態の一例を示す概念図である。

【図２】使用済燃料を一部切り欠いて示す正面図であ
る。

【図３】補助金属燃料を一部切り欠いて示す正面図であ
る。

【図４】燃焼度と無限増倍率の関係を示す図である。

【図５】使用済燃料の燃料棒をオーバーパックに封入し
た状態を概念的に示す断面図である。

【符号の説明】

１原子炉２使用済燃料３補助金属燃料４炉心５冷却材

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】使用済燃料と、当該使用済燃料の使用に
よる反応度の不足を補い核***連鎖反応を維持する補助
金属燃料を炉心に装荷し、冷却材としてガスを用いるこ
とを特徴とする原子炉。
【請求項２】前記補助金属燃料として、劣化ウラン、
回収ウラン、濃縮ウラン、天然ウラン又はプルトニウム
を混合したウランのいずれかを用いることを特徴とする
請求項１記載の原子炉。
【請求項３】前記補助金属燃料として、前記使用済燃
料の燃焼初期には濃縮ウラン又はプルトニウムを混合し
たウランを使用し、前記使用済燃料の燃焼によるプルト
ニウムの蓄積に応じて劣化ウラン又は回収ウランを用い
ることを特徴とする請求項１記載の原子炉。
【請求項４】請求項１から３のいずれかに記載の原子
炉を備えることを特徴とする原子力プラント。