JP2953844B2

JP2953844B2 - 超ウラン元素の消滅処理炉心

Info

Publication number: JP2953844B2
Application number: JP3347222A
Authority: JP
Inventors: 正俊川島; 和夫有江; 聖夫鈴木
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1991-12-27
Filing date: 1991-12-27
Publication date: 1999-09-27
Anticipated expiration: 2014-09-27
Also published as: JPH05180971A

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、超ウラン元素の消滅処
理炉心に係り、特に超ウラン元素を高速炉炉心において
消滅処理する超ウラン元素の消滅処理炉心に関する。

【０００２】

【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−２
４１（²⁴¹Ａｍ）、アメリシウム−２４３（²⁴³Ａ
ｍ）、キューリウム-242（²⁴²Ｃｍ）やキューリウム−
２４４（²⁴⁴Ｃｍ）等の超ウラン元素(Trans-Uranium：
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（Ｐｕ）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、²³⁷
Ｎｐや²⁴¹Ａｍ、²⁴³Ａｍ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
減期の短い核種に変換し、短期間にて消滅処理させるこ
とが望まれている。

【０００３】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、ＴＲ
Ｕ元素を消滅処理させるものがある（(1) １９８３年１
２月日本原子力研究所発行の不定期刊行物：ＪＡＥＲ
１−Ｍ８３−２１７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
力学会秋の大会予稿集Ｆ７“ＦＢＲによるＴＲＵの消滅
処理”笹原、松村氏）。

【０００４】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²³⁷Ｎｐ、²⁴¹Ａｍおよび²⁴³Ａ
ｍの代表的なＭＡ核種に対して図２８(A) 〜(C) に示す
核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。

【０００５】なお、図２８(A) 〜（C)において、Ｆ．
Ｐ．は核***生成物（Fission Prod-uct ）であり、□
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***を起こし易いもの、すなわち、エネルギー平
均した核***断面積が約１バーン以上と大きなものを示
している。

【０００６】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、この特徴には、
（１）高速炉の炉心の中性子エネルギーが高いため、
²³⁷Ｎｐ、²⁴¹Ａｍ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、図２９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）高速炉の炉心
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***・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、ＴＲＵ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。

【０００７】

【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、高速炉の炉心に装荷されるＴＲＵ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。

【０００８】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。

【０００９】（１）消滅処理対象であるＴＲＵ元素のＭ
Ａ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。この融点低下による燃料溶
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。

【００１０】（２）消滅処理対象となるＴＲＵ元素は、
図２８(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***を起こしにくく、中
性子捕獲により核***を起こし易い核***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、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***性核種量が核***
により消滅する核***性核種量を上廻り、高速炉の余剰
反応度が増加する。

【００１１】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。また、出力分布の燃焼による変化および燃焼反
応度等への影響も過大にならないよう配慮する必要があ
る。さらにＴＲＵ燃料部分を適切に配置することによ
り、燃焼反応度変化をほぼ零、出力分布の変動もほぼ零
になるようにすることは、ＴＲＵ元素の単に消滅処理だ
けでなく、炉心性能やプラント性能の向上に役立てるこ
とが可能となる。

【００１２】（３）消滅処理対象となるＴＲＵ元素は、
α崩壊が起こりやすいＭＡ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、４〜６Ｍｅ
Ｖ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および遮蔽対策が困難となり、最
悪の場合には燃料が過熱し、破損するおそれがある。ま
た、遮蔽上の特別な対策が必要となるおそれもある。

【００１３】（４）軽水炉取出し燃料に含まれるＭＡ核
種の主成分であるネプチニウムＮｐは、中性子捕獲によ
って²³⁸Ｐｕを生成する。²³⁸Ｐｕは高速炉スペクトル
内で大きな正の反応度を有する核***物質であるが、α
崩壊するので使用済燃料の発熱や中性子発生量等が増加
する。このように²³⁸Ｐｕが多くなると、取出燃料の製
造・取扱いおよび使用済燃料取扱いについても重大な制
約条件となることが考えられる。

【００１４】特に軽水炉取出し燃料の中には通常１〜２
重量％の²³⁸Ｐｕが含まれている。この²³⁸Ｐｕは運転
中の炉心特性に影響を与えることは殆どないが、照射済
（使用済）燃料の取扱い上の制約を与える要因となる。
すなわち、図３０に示すように、初期燃料にネプチニウ
ム（Ｎｐ）が含まれた燃料では、曲線Ａで示すようにＮ
ｐが含まれない曲線Ｂで示すものに比べ、²³⁸Ｐｕの存
在量が多くなり、照射可能時間が制約を受けるおそれが
ある。

【００１５】本発明は、上述した事情を考慮してなされ
たもので、高速炉を用いてＴＲＵ元素を消滅処理する
際、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、効率よくＴＲＵ元素を消
滅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。

【００１６】本発明の他の目的は、Ｐｕを含まないＴＲ
Ｕ燃料部分を炉心に非均質的に配置して²³⁸Ｐｕの存在
許容量上限までの炉内滞在可能期間を長くする一方、Ｔ
ＲＵ燃料部分の核***量の絶対数を増大させ、半減期の
長いＴＲＵ燃料から半減期の短い核***生成物を得て、
ＴＲＵ元素を効率的に消滅処理させ得る超ウラン元素の
消滅処理炉心を提供することにある。

【００１７】本発明の別の目的は、ＴＲＵ燃料部分を炉
心内に非均質的に配置して炉心全体の中性子束分布を、
燃焼反応度変化や出力分布変化等の炉心特性の改善に積
極的に活用した超ウラン元素の消滅処理炉心を提供する
にある。

【００１８】

【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に記載したように、高速中性子により主に核分
裂が起こされ、かつ炉心部が、プルトニウムまたは濃縮
ウランを主成分とする核燃料と天然ウランまたは減損ウ
ラン等の母材からなる核燃料部分と、原子番号が９３以
上の超ウラン元素を含むＴＲＵ燃料部分を有する炉心に
おいて、前記ＴＲＵ燃料部分を炉心内に非均質的に配置
し、前記核燃料部分およびＴＲＵ燃料部分の外側に核分
裂性物質の親物質を有するブランケット領域と中性子の
漏洩を防止する遮蔽体領域とを有するものである。

【００１９】また、上述した課題を解決するために、本
発明に係る超ウラン元素の消滅処理炉心は、請求項２に
記載したように、高速中性子により主に核***が起こさ
れ、かつ炉心部が、プルトニウムまたは濃縮ウランを主
成分とする核燃料と天然ウランまたは減損ウランを主成
分とする核燃料部分と、原子番号が９３以上の超ウラン
元素を含むＴＲＵ燃料部分を有する炉心において、原子
炉運転中を通じて炉の余剰反応度がほぼ零となるように
前記ＴＲＵ燃料部分を炉心内に非均質的に配置し、前記
核燃料部分およびＴＲＵ燃料部分の外側に核***性物質
の親物質を有するブランケット領域と中性子の漏洩を防
止する遮蔽体領域とを有するものであり、さらに、請求
項３に記載したように高速中性子により主に核***が起
こされ、かつ炉心部が、プルトニウムまたは濃縮ウラン
を主成分とする核燃料と天然ウランまたは減損ウラン等
の母材からなる核燃料部分と、原子番号が９３以上の超
ウラン元素を含むＴＲＵ燃料部分を有する炉心におい
て、核燃料を有する炉心燃料集合体とＴＲＵ燃料を有す
るＴＲＵ燃料集合体との出力変動がほぼ零になるよう
に、ＴＲＵ燃料部分を炉心内に非均質的に配置し、前記
核燃料部分およびＴＲＵ燃料部分の外側に核***性物質
の親物質を有するブランケット領域と中性子の漏洩を防
止する遮蔽体領域とを有するものである。

【００２０】

【作用】この超ウラン元素の消滅処理炉心は、軽水炉の
使用済燃料中に半減期の長いマイナーアクチノイド元素
（ＭＡ元素）が含まれることに着目し、このＭＡ元素の
うち主な²³⁷Ｎｐ（Ｎｐ２３７）、²⁴¹Ａｍ（Ａｍ２４
１）、²⁴³Ａｍ（Ａｍ２４３）が中性子捕獲した後、短
寿命の複合核がβ崩壊して²³⁸Ｐｕ（Ｐｕ２３８）、
²⁴²Ｃｍ（Ｃｍ２４２）、²⁴⁴Ｃｍ（Ｃｍ２４４）にな
る一方、一部は核***過程を経て直接核***生成物
（Ｆ．Ｐ．）となる。

【００２１】中性子を捕獲したＰｕ２３８、Ｃｍ２４
２、Ｃｍ２４４はＵ２３８より反応度価値をもち、さら
にＰｕ２３９並の反応度価値（図２３参照）を有するよ
うになる。すなわち、ＴＲＵ燃料部分のＭＡ核種（Ｐｕ
を除くＴＲＵ元素）の消滅により、反応度価値の大きな
物質が生成されるので炉心燃焼反応度の低減を図ること
ができる。

【００２２】ＭＡ核種の消滅により、炉心に反応度価値
が大きな核種が生成されるのでＴＲＵ燃料部分の発熱が
増加する。このため、ＴＲＵ燃料部分と通常の核燃料部
分との配置を最適化することにより、集合体発熱・炉心
全体の発熱分布の燃焼による変動を低減させることがで
きる。

【００２３】このように、ＴＲＵ燃料部分を最適化して
炉心内に非均質的に配置することにより、原子炉運転に
伴う反応度変化・出力分布変化を抑制することができ
る。

【００２４】本発明に係る超ウラン元素の消滅処理炉心
においては、ＴＲＵ燃料部分が、炉心内に非均質的に配
置されるので、発熱の大きい燃料部分については従来通
りの燃料性能、安全性を保持したまま、発熱量が相対的
に少なく燃料温度に大きな余裕度を有するＴＲＵ燃料部
分に、多くのマイナーアクチノイド（ＭＡ）元素を装荷
することができる。また、中性子照射後に生成される
²³⁸Ｐｕ、²⁴⁴Ｃｍ等の中性子放出量、発熱量の多い核
種の生成量に上限値がある場合に、Ｐｕ燃料中に初めか
ら同位体として入っている場合よりも長期に炉内滞在が
可能となる。また、軽水炉使用済燃料のＭＡ核種の分離
後の燃料加工の観点からも、非均質型ＴＲＵ燃料部分を
持つ集合体は有効である。

【００２５】

【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。

【００２６】図１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
示すものであるが、この原子炉はタンク型に限定され
ず、ループ型高速炉であってもよい。原子炉の冷却材に
は、液体ナトリウム（Ｎａ）、液体ＮａＫ、Ｈｅガス等
があり、主として高速中性子により核***が引き起こさ
れるものが対象炉心となる。

【００２７】この原子炉は、原子炉容器１０内に冷却材
である液体ナトリウム（Ｎａ）１１が充填される一方、
原子炉容器１０内に炉心１２が収容される。炉心１２の
上方に炉心上部機構１３が設けられる。

【００２８】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に支持され
る。このルーフスラブ１４には一次冷却材循環ポンプ１
５や中間熱交換器１６などが吊設され、ルーフスラブ１
４と液体ナトリウム１１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る。

【００２９】原子炉内に収容された炉心１２は、図２に
示す平断面構造に構成される。この炉心１２は中央の炉
心燃料領域２０と、この炉心燃料領域２０の外側に形成
される炉心ブランケット領域２１と、このブランケット
領域２１の外側に形成される遮蔽体領域２２とから構成
される。

【００３０】炉心燃料領域２０には、Ｐｕ−Ｕ混合物燃
料等の炉心燃料を備えた多数の炉心燃料集合体２４とＴ
ＲＵ燃料を備えた多数のＴＲＵ燃料集合体２５がそれぞ
れ装架され、さらに、符号Ｐ．Ｓで示す制御棒２６，２
７が出し入れ可能に装荷される。

【００３１】炉心燃料領域２０に核燃料部分として装荷
される炉心燃料集合体２４は、図３に示すように構成さ
れ、角筒状のラッパ管２９内に複数本の燃料ピン３０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
２９の下部には冷却材流入口３１が、上部に冷却材流出
口３２がそれぞれ形成される。

【００３２】ラッパ管２９内に収容される燃料ピン３０
は、図４（Ａ）に示すように、燃料被覆管３４内に例え
ば複数個の燃料ペレットを燃料要素（核燃料部分）とし
て列状に装填して燃料スタック部３５を構成し、この燃
料スタック部３５が炉心有効燃料長を形成するようにな
っている。燃料スタック部３５の上部には上部軸ブラン
ケット部３６が、その下部に下部軸ブランケット部３７
がそれぞれ構成される。上部軸ブランケット部３６の上
方はガスプレナム部３８として形成され、このガスプレ
ナム部３８にＨｅガス等の核***生成ガスを収容するよ
うになっている。燃料被覆管３４の上下端は上部端栓３
９および下部端栓４０で密封される。

【００３３】燃料要素としてはＰｕ−Ｕ混合物やＥｕ−
Ｕ混合物またはこれらの合金が用いられる。具体的に
は、燃料要素は、例えばＰｕまたは濃縮ウランを主成分
とする核燃料と天然ウランや減損ウランなどの母材で構
成される。この燃料要素にＰｕを含まないネプチニウム
（Ｎｐ）、アメリシウム（Ａｍ）やキューリウム（Ｃ
ｍ）等の超ウラン元素（ＴＲＵ元素）を混入させること
ができるが、以下の説明では燃料要素にＰｕを除くＴＲ
Ｕ元素を積極的に混合させない場合を説明する。上部お
よび下部の軸ブランケット部分３６，３７は親物質また
はＴＲＵ燃料部分を備える。

【００３４】また、ＴＲＵ燃料部分として装荷されるＴ
ＲＵ燃料集合体２５は、図２に示す炉心燃料集合体２４
と全体的な構造を同じくするが、ラッパ管２９内に図４
（Ｂ）および（Ｃ）に示すＴＲＵ燃料ピン４３を収容し
た燃料集合体である。ＴＲＵ燃料集合体２５のＴＲＵ燃
料ピン４３はＴＲＵ燃料部分４４ａ，４４ｂを炉心有効
燃料長（炉心有効高さ）の一部あるいは全部に有する。
ＴＲＵ燃料ピン４３の他の構成は図４に示す燃料ピン３
０とほぼ同様である。ＴＲＵ燃料部分４４ａ，４４ｂ
は、天然ウラン、減損ウラン、回収ウランまたはこれら
のいずれか２つ以上の混合ウランと、マイナーアクチノ
イド（ＭＡ）元素（Ｐｕを除いたＴＲＵ元素）との混合
物あるいは合金である。

【００３５】ＴＲＵ燃料部分４４ａ，４４ｂには、原子
番号９３以上でＰｕを除くＴＲＵ元素（ＭＡ核種）以外
の核種を備えていてもよい。このＴＲＵ燃料部分４４
ａ，４４ｂには、ストロンチウム（Ｓｒ）やアルカリ金
属（Ｃｓ等）等の放射性核***生成物（ＦＰ）を混入さ
せることもあり、この場合には、ＴＲＵ元素の消滅と同
時に長寿命のＦＰの炉内消滅、炉内管理が可能となり、
放射性廃棄物の処理や管理を炉外で行なう場合に比べて
容易となる。

【００３６】このようなＴＲＵ燃料集合体２５は、図２
に示すように、炉心内に非均質的に配置される。具体的
には、炉心中心領域では、１〜１９体の範囲内でＴＲＵ
燃料集合体２５がほぼ円筒形状に連続的に配置され、炉
心径方向の出力分布の平坦化が図られている。またその
他の領域ではＴＲＵ燃料集合体２５が非連続的に配置さ
れ、ＴＲＵ（ＭＡ）燃料を有効に消滅させるとともに、
燃焼反応度を低下させ、また出力ピーキング係数を所定
値以下とすることができるようになっている。

【００３７】また、ＴＲＵ燃料集合体２５中のＭＡ核種
（Ｐｕを除くＴＲＵ元素）の主成分となる^２３７Ｎｐ，
^２４１Ａｍは、中性子吸収断面積が大きいので、制御棒
２６，２７位置に隣接した位置に配置すると、制御棒２
６，２７が挿入されるべき位置の中性子束レベルの低下
を招くことになる。このため、炉停止系の制御棒２６の
周辺では、制御棒２６の周りを全てＴＲＵ燃料集合体２
５で囲むことを避け、少なくとも１箇所は開放され、炉
心燃料集合体２４が配されるようになっている。

【００３８】また、ＭＡ核種の含有量によってＴＲＵ燃
料集合体２５の巨視的中性子吸収断面積が大きくなる場
合には、ＭＡ核種の含有量が多いことによりＭＡ核種を
消滅、転換する量が増加することになるが、連続的に配
置すること等により、ＴＲＵ燃料集合体２５で区切られ
た領域間の中性子的結合が大幅に弱まることを避けるた
め、アイランド型配置Ａ等が採用される。また、ＴＲＵ
燃料集合体２５は、図２に示すように、炉心１２内に対
称に配置されている。

【００３９】図５および図６はＴＲＵ燃料部分の炉心１
２内における配置の各具体例をそれぞれ示すもので、各
図中、符号５０はＴＲＵ燃料領域としてのＴＲＵ燃料部
分、符号５１は核燃料領域としての通常燃料部分（核燃
料部分）をそれぞれ示し、さらに符号５２は上部軸ブラ
ンケット領域、符号５３は下部軸ブランケット領域をそ
れぞれ示す。

【００４０】図５および図６は、ＴＲＵ燃料部分５０に
よる領域分割を、炉心軸方向に連続的、炉心径方向に非
連続的とした非均質炉心の例をそれぞれ示す。径方向非
均質炉心型では、ＴＲＵ燃料部分５０のＭＡ核種含有量
組成の選定によっては、運転中のＴＲＵ燃料集合体２５
部分の出力変化が大きくなるおそれがあるので、図７に
示すように、軸方向の一部にＴＲＵ燃料部分５０を配置
し、その上下に通常燃料部分５１ａを配置したＴＲＵ燃
料集合体２５Ａを用いるとよい。符号５４は制御棒チャ
ンネルであり、符号５５は上部軸ブランケット領域５２
を形成する上部軸ブランケット部、符号５６は下部軸ブ
ランケット領域５３を形成する下部軸ブランケット部を
それぞれ示し、各ブランケット部５５，５６には親物質
あるいはＴＲＵ燃料を用いる。

【００４１】また、ＴＲＵ燃料集合体２５ＡのＴＲＵ燃
料部分５０には、ネプチニウム、アメリシウム、キュー
リウムのように原子番号が９３以上でＰｕを除く超ウラ
ン元素（ＭＡ元素）と回収ウランを含むウランを母材と
する親物質との混合体で構成する。このＴＲＵ燃料部分
５０はＰｕを除く超ウラン元素とウランを母材とする親
物質との混合体であっても、また、Ｐｕを除く超ウラン
元素と天然ウラン、減損ウラン、回収ウランまたはこれ
らのウラン混合物を母材とする混合体であってもよい。
さらに、通常燃料部分５１にはプルトニウムまたは濃縮
ウランを主成分とする核燃料と天然ウランや減損ウラン
などの母材からなるものが用いられるが、ＴＲＵ燃料集
合体２５Ａの通常燃料部分５１ａには上記核燃料と減損
ウランなどの母材からなるものの他に、ストロンチウ
ム、アルカリ金属等の放射性核***生成物質を付加した
ものでもよい。

【００４２】そして、このようなＴＲＵ燃料集合体２５
Ａを装荷した非均質炉心の例を図８および図９にそれぞ
れ示す。図８は炉心１２の径方向および軸方向の非均質
炉心の例を、図９は炉心１２の軸方向非均質炉心の例を
示している。

【００４３】また、図１０および図１１は、中性子束レ
ベルが高くなる炉心燃料領域２０の下部位置周辺に、Ｔ
ＲＵ燃料部分５０を配置するようにした非均質炉心の例
を示すものである。この非均質型炉心１２は原子炉運転
中の燃焼反応度変化をほぼ零にし、燃料集合体の出力ピ
ーキングを抑制し、ほぼ零にするように、ＴＲＵ燃料部
分５０の配置が設置されている。

【００４４】さらに、図１２ないし図１９は原子炉運転
中の出力分布変化を抑制し、ほぼ零にするためにＴＲＵ
燃料部分５０を配置した非均質炉心の例をそれぞれ示
す。

【００４５】図１２は非均質型炉心１２の炉心燃料領域
２０を内側炉心領域２０ａと外側炉心領域２０ｂとに区
分けし、内側炉心領域２０ａにＴＲＵ燃料部分５０を設
けたものである。

【００４６】また、図１３および図１４は炉心燃料領域
２０の中央部のＴＲＵ燃料部分５０の軸方向長さ（幅）
を大きくとり、周辺部のＴＲＵ燃料部分５０の軸方向長
さ（幅）を小さくしたものである。さらに、図１５〜図
１９に示すようにＴＲＵ燃料部分５０を配置して非均質
型炉心１２をそれぞれ構成してもよい。

【００４７】図１２ないし図１９に示す非均質炉心は、
ＭＡ核種の組成やＭＡ含有率により、炉出力分布を抑制
するためにＴＲＵ燃料部分５０を設けた例であり、ＴＲ
Ｕ燃料部分５０の配置位置が最適化されている。図１２
〜図１９に示す非均質炉心に図７に示すＴＲＵ燃料集合
体２５Ａを用いる場合には、ＴＲＵ燃料集合体２５Ａで
炉停止系の制御棒２６（図２参照）を取り囲むことは可
能である。

【００４８】一方、高速炉の非均質型炉心１２を図２０
に示すように、軸方向非均質型に構成し、炉心燃料領域
２０を内側炉心領域２０ａと外側炉心領域２０ｂに区分
けし、内側炉心領域２０ａに内部ブランケット燃料部分
６０を径方向に構成し、この内部ブランケット燃料部分
６０にＰｕを除くＴＲＵ元素（ＭＡ核種）を入れたブラ
ンケット燃料を装填し、この内部ブランケット燃料部分
６０がＴＲＵ燃料部分と同等の機能をするようにしても
よい。この内部ブランケット燃料部分６０で内側炉心領
域２０ａは上下にセパレートされる。

【００４９】内側炉心領域２０ａには例えばプルトニウ
ム含有率の比較的低い燃料集合体が、外側炉心領域２０
ｂにはプルトニウム含有率の比較的高い燃料集合体がそ
れぞれ装荷される。

【００５０】なお、図２０において、符号６１は軸方向
遮蔽体領域である。

【００５１】ところで、Ｐｕ燃料の炉心燃料集合体２４
を使用する高速炉炉心１２の内部ブランケット燃料部分
６０にＰｕを除くＴＲＵ燃料（ＭＡ元素）を混合する
と、炉心特性が改善される。ＭＡ混合割合（混合率）約
３０重量％で、図２１に示すように、１燃焼サイクルの
燃焼反応度変化が最小になる。内部ブランケット燃料部
分６０に混入されるＭＡ物質には、通常のウラン燃料等
の再処理で生じる高レベル廃棄物から回収される物質
（微量Ｐｕ）も含まれる。

【００５２】以上の非均質炉心構成において、炉心燃料
領域に配置される炉心燃料（燃料ペレット）において、
原子番号９３以上の全元素の重量に対する原子番号９３
以上のプルトニウムを除く超ウラン元素（ＭＡ元素）の
重量の割合をＭＡ含有率と呼ぶと、一般に、このＭＡ含
有率と燃料ペレットの融点は、図２２に示すようにＭＡ
含有率の増加に伴い低下する傾向にある。

【００５３】軽水炉の使用済燃料（取出し時点）に含ま
れるＭＡ元素の内容は、Ｎｐ，Ａｍ，Ｃｍが中心で、そ
の割合は²³⁷Ｎｐ／²⁴¹Ａｍ／²⁴³Ａｍ／²⁴²Ｃｍ／
²⁴⁴Cm＝７２／７／１５／２／４％程度である。

【００５４】これらの同位元素の高速炉スペクトル内の
特徴は、高速炉の主要fissile ／fertile である²³⁹Ｐ
ｕ／²³⁸Ｕの価値の相対値として等価係数を定義したと
きのＭＡ同位元素の等価係数は、図２３に示す通りであ
る。図２３からも明らかなように、大型／小型高速炉心
に因らず、ＦＢＲ炉心スペクトル場に対しては、大きな
違いはない。

【００５５】これらの結果から、軽水炉取出しの使用済
燃料中に生成されたＴＲＵ元素である²³⁷Ｎｐ，²⁴¹Ａ
ｍ，²⁴³Ａｍ，²³⁸Ｕよりも中性子吸収体として働くの
で、これらのＭＡ元素を多く含む減損ウラン、回収ウラ
ン、天然ウランの混合物は、初期組成では、内部ブラン
ケットと同様に一般には発熱量は少ない。

【００５６】一方、Ｐｕを除くＴＲＵ物質（ＭＡ元素）
である²³⁷Ｎｐ，²⁴¹Ａｍ，²⁴³Amが中性子捕獲をした
後に短寿命の複合核がβ崩壊をして、それぞれ²³⁹Ｐ
ｕ，²⁴²Ｃｍ，²⁴⁴Ｃｍになる。勿論、この過程と並行
して、²³⁷Ｎｐ，²⁴¹Ａｍ，²⁴³Ａｍの核***過程も存
在し、一部は直接ＦＰ（核***生成物）に変換される。

【００５７】中性子捕獲で変換された²³⁹Ｐｕ，²⁴²Ｃ
ｍ，²⁴⁴Ｃｍは、図２３に示すように、²³⁸Ｕよりも反
応度価値を有し、さらに²³⁹Ｐｕ並の反応度価値を有す
るようになるので、ＭＡ核種の消滅によりＴＲＵ燃料部
分に反応度価値の大きな物質が生成されることになり、
炉心燃焼反応度低下の低減を図ることができる。また、
これらの反応度価値の大きい核種が生成されることによ
り、ＴＲＵ燃料部分５０の発熱が増加するので、通常燃
料部分５１との配置を最適化することにより、集合体発
熱、炉心全体の発熱分布の燃焼による変動を低減させる
ことができる。これらは、図２４に示すＴＲＵ燃料部分
の炉内での割合と燃焼反応度変化および出力ピーキング
係数との関係、図２５に示すＴＲＵ燃料の使用による燃
焼反応度への効果（燃焼度との関係）、図２６に示す軸
方向非均質型ＴＲＵ燃料集合体の出力変化、および図２
７に示す燃焼度と出力変化との関係から、容易に理解さ
れる。

【００５８】このように、運転に伴う反応度変化、出力
分布変化は、ＴＲＵ燃料部分のＭＡの含有率およびその
配置の調節により抑制することができ、これらの要求を
同時に満足させる設計も可能である。

【００５９】

【発明の効果】以上説明したように本発明は、ＭＡ含有
率の多いＴＲＵ燃料部分を、炉心内に非均質的に配置す
るようにしているので、発熱の大きい燃料部分について
は従来通りの燃料性能、安全性を保持したまま、発熱量
が相対的に少なく燃料温度に大きな余裕度を持ったＴＲ
Ｕ燃料部分に、多くのＭＡを装荷することができる。ま
た、照射後に生成される^２３９Ｐｕ，^２４４Ｃｍ等の中
性子放出量、発熱量の多い核種の生成量に上限値がある
場合に、Ｐｕ燃料中に初めから同位体として入っている
場合よりも、長期に炉内滞在が可能となるという利点が
あり、また、軽水炉使用済燃料のＭＡ核種の分離後の燃
料加工の観点からも、非均質型ＴＲＵ燃料部分を持つ集
合体はメリットがある。このように、ＭＡ核種を大量に
炉内に装荷して消滅させることができるとともに、炉心
特性の向上を図ることができる。◎また、核燃料部分と
ＴＲＵ燃料部分の外側にブランケット領域と遮蔽体領域
とを備え、遮蔽体領域で中性子の漏洩を効果的かつ未然
に防止することができ、この炉外漏洩防止対策により周
辺機器や装置などへの放射化を確実に防止できる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る超ウラン元素の消滅処理炉心を備
えたタンク型高速炉を示す断面図。

【図２】本発明に係る超ウラン元素の消滅処理炉心の一
実施例を示す平断面図。

【図３】図２の超ウラン元素の消滅処理炉心に装荷され
る燃料集合体を示す断面図。

【図４】（Ａ）は炉心燃料集合体に組み込まれる燃料ピ
ンを、（Ｂ）および（Ｃ）はＴＲＵ燃料集合体に組み込
まれるＴＲＵ燃料ピンをそれぞれ示す図。

【図５】ＴＲＵ燃料部分を有する超ウラン元素の消滅処
理炉心の一例を示す断面図。

【図６】ＴＲＵ燃料部分を有する超ウラン元素の消滅処
理炉心の第２の例を示す炉心平断面図。

【図７】ＴＲＵ燃料部分を配置したＴＲＵ燃料集合体の
一例を示す説明図。

【図８】超ウラン元素の消滅処理炉心に組み込まれるＴ
ＲＵ燃料部分の具体的配置例を示す炉心断面図。

【図９】超ウラン元素の消滅処理炉心に組み込まれるＴ
ＲＵ燃料部分の具体的配置例を示す炉心断面図。

【図１０】超ウラン元素の消滅処理炉心に組み込まれる
ＴＲＵ燃料部分の具体的配置例を示す炉心断面図。

【図１１】超ウラン元素の消滅処理炉心に組み込まれる
ＴＲＵ燃料部分の具体的配置例を示す炉心断面図。

【図１２】超ウラン元素の消滅処理炉心に組み込まれる
ＴＲＵ燃料部分の具体的配置例を示す炉心断面図。

【図１３】超ウラン元素の消滅処理炉心に組み込まれる
ＴＲＵ燃料部分の具体的配置例を示す炉心断面図。

【図１４】超ウラン元素の消滅処理炉心に組み込まれる
ＴＲＵ燃料部分の具体的配置例を示す炉心断面図。

【図１５】超ウラン元素の消滅処理炉心に組み込まれる
ＴＲＵ燃料部分の具体的配置例を示す炉心断面図。

【図１６】超ウラン元素の消滅処理炉心に組み込まれる
ＴＲＵ燃料部分の具体的配置例を示す炉心断面図。

【図１７】超ウラン元素の消滅処理炉心に組み込まれる
ＴＲＵ燃料部分の具体的配置例を示す炉心断面図。

【図１８】超ウラン元素の消滅処理炉心に組み込まれる
ＴＲＵ燃料部分の具体的配置例を示す炉心断面図。

【図１９】超ウラン元素の消滅処理炉心に組み込まれる
ＴＲＵ燃料部分の具体的配置例を示す炉心断面図。

【図２０】超ウラン元素の消滅処理炉心に組み込まれる
内部ブランケット燃料部分の具体的配置例を示す炉心断
面図。

【図２１】ＭＡ混合割合と１サイクル辺りの燃焼反応度
の関係を示すグラフ。

【図２２】ＭＡ含有率と燃料ペレット融点との関係を示
すグラフ。

【図２３】ＭＡ核種の（Ｐｕ２３９−Ｕ２３８）に対応
した等価係数を示す図。

【図２４】原子炉内におけるＴＲＵ燃料の割合とサイク
ル中の燃焼反応度変化および出力ピーキング係数との関
係を示すグラフ。

【図２５】ＴＲＵ燃料使用の有無による燃焼反応度変化
割合を示すグラフ。

【図２６】ＴＲＵ燃料部分の割合と集合体出力変化の関
係を示すグラフ。

【図２７】ＴＲＵ燃料集合体の燃焼度と集合体出力変化
の関係を示すグラフ。

【図２８】（Ａ）〜（Ｄ）はＴＲＵ元素の代表的なＭＡ
核種の核変換パスをそれぞれ示す図。

【図２９】ＭＡ核種の中性子捕獲断面積とエネルギとの
関係を示すグラフ。

【図３０】中性子照射とＰｕ２３８の増加との関係を示
すグラフ。

【符号の説明】

１０原子炉容器１１冷却材１２炉心２０炉心燃料領域２１炉心ブランケット領域２２遮蔽体領域２４炉心燃料集合体（核燃料部分）２５ＴＲＵ燃料集合体（ＴＲＵ燃料部分）２６，２７制御棒２９ラッパ管３０燃料ピン３５燃料スタック部３６上部軸ブランケット部３７下部軸ブランケット部３８ガスプレナム４３ＴＲＵ燃料ピン４４ａ，４４ｂＴＲＵ燃料部分５０ＴＲＵ燃料部分（ＴＲＵ燃料領域）５１核燃料部分（核燃料領域）５２上部軸ブランケット領域５３下部軸ブランケット領域６０内部ブランケット燃料部分６１軸方向遮蔽体領域

フロントページの続き (56)参考文献特開平４−268489（ＪＰ，Ａ) 特開平４−9698（ＪＰ，Ａ) 特開平２−271294（ＪＰ，Ａ) 特開平３−191897（ＪＰ，Ａ) 立花昭他「大型高速炉炉心の静的核特性と▲上238▼Ｕ核***効果」日本原子力学会誌第32巻，第２号，ｐ．179−196 （1990）. (58)調査した分野(Int.Cl.⁶，ＤＢ名) G21C 5/20 GDF G21F 9/00 ＪＩＣＳＴファイル（ＪＯＩＳ)

Claims

(57)【特許請求の範囲】

【請求項１】高速中性子により主に核***が起こさ
れ、かつ炉心部が、プルトニウムまたは濃縮ウランを主
成分とする核燃料と天然ウランまたは減損ウラン等の母
材からなる核燃料部分と、原子番号が９３以上の超ウラ
ン元素を含むＴＲＵ燃料部分を有する炉心において、前
記ＴＲＵ燃料部分を炉心内に非均質的に配置し、前記核
燃料部分およびＴＲＵ燃料部分の外側に核***性物質の
親物質を有するブランケット領域と中性子の漏洩を防止
する遮蔽体領域とを有することを特徴とする超ウラン元
素の消滅処理炉心。
【請求項２】高速中性子により主に核***が起こさ
れ、かつ炉心部が、プルトニウムまたは濃縮ウランを主
成分とする核燃料と天然ウランまたは減損ウランを主成
分とする核燃料部分と、原子番号が９３以上の超ウラン
元素を含むＴＲＵ燃料部分を有する炉心において、原子
炉運転中を通じて炉の余剰反応度がほぼ零となるように
前記ＴＲＵ燃料部分を炉心内に非均質的に配置し、前記
核燃料部分およびＴＲＵ燃料部分の外側に核***性物質
の親物質を有するブランケット領域と中性子の漏洩を防
止する遮蔽体領域とを有することを特徴とする超ウラン
元素の消滅処理炉心。
【請求項３】高速中性子により主に核***が起こさ
れ、かつ炉心部が、プルトニウムまたは濃縮ウランを主
成分とする核燃料と天然ウランまたは減損ウラン等の母
材からなる核燃料部分と、原子番号が９３以上の超ウラ
ン元素を含むＴＲＵ燃料部分を有する炉心において、核
燃料を有する炉心燃料集合体とＴＲＵ燃料を有するＴＲ
Ｕ燃料集合体との出力変動がほぼ零になるように、ＴＲ
Ｕ燃料部分を炉心内に非均質的に配置し、前記核燃料部
分およびＴＲＵ燃料部分の外側に核***性物質の親物質
を有するブランケット領域と中性子の漏洩を防止する遮
蔽体領域とを有することを特徴とする超ウラン元素の消
滅処理炉心。