JP5318312B2 - 一体鋳造型燃料要素と前記要素を用いた高速スペクトル沸騰水型原子炉 - Google Patents

Description

発明の技術分野

本発明は主に、水又はガスのような何らかの冷却流体と接触している原子炉の炉心内での使用に向けて設計された単体又は固形燃料要素に関係し、単純に該単体又は固形燃料要素の寸法を適合させることによって、高速又は温度スペクトルを測定するためのものである。

本発明は、前記種類の燃料要素を使用する高速スペクトル沸騰水型原子炉にも関係する。特に、このタイプの原子炉は発電に使用される現在の加圧水型原子炉で生成されるプルトニウムを消費するために使用することができる。

発明の従来技術

電気エネルギの発生用に設計された原子炉は、一般的に正方形又は六角形の原子力燃料集合体を使用し、平行に配置された該燃料集合体原子炉の炉心を形成する。

この従来のレイアウトでは、各集合体は支持格子に支えられた燃料棒の束から成る。各棒は長いチューブの内側に相互に積み上げられた原子力燃料ペレットから構成される。「ＵＯＸ」タイプの集合体では、原子力燃料ペレットは、核***性アイソトープに転換可能なウラン２３８原子と核***性ウラン２３５原子から成る二酸化ウランから形成される。「ＭＯＸ」タイプの集合体では、原子力燃料ペレットは二酸化ウランと二酸化プルトニウムの混合から形成され、また、それらはウラン２３８原子、プルトニウム２３８、２３９、２４１、２４２原子及び全体比率の小さいウラン２３５を含んでいる。

今のところ、このタイプの原子力燃料集合体には限界がある。

これらの問題は、該集合体の複雑性及びコスト、放射を受けて歪が生じることによる取り扱いの問題、及び炉心高の増大につながり、その結果、原子炉のサイズとコストの増大にもつながる、燃料棒の頂部と底部に核***性ガス用の膨張室を具備する必要性を含んでいる。

これらの従来の原子力燃料集合体と平行して、炭素基質によって凝塊される核***性の被覆粒子から形成された燃料要素に関する研究及び実験が実施されてきた。これらの燃料集合体は基本的にヘリウムといった冷却ガスで冷却される高温原子炉での使用に向いている。

核***性被覆粒子は、核***ガスを包含かつ原子核の膨張を支えることができる内部多孔質層から特に構成される複数の連続層で表面が覆われた、ほぼ球形状の核***性原子核と、核***生成物の漏れ防止バリアを形成する炭化珪素ＳｉＣの被膜を有する。これらの粒子は「ＴＲＩＳＯ」型被覆粒子と呼ばれる。これらの直径は用いられる製造工程に応じて、数百ミクロンから数ミリメートルまで変化しうる。

今のところ、被覆粒子が炭素基質によって異なる形に凝塊される燃料要素は２タイプ存在する。

アメリカとフランスで開発された第１番目のタイプの燃料要素において、被覆粒子は円筒形の棒状に凝集され、それから、高温ガス冷却型原子炉の炉心を形成する六角形の断面を有する黒鉛のブロック内に準備された専用の垂直管ダクトに挿入される。円筒形の棒は、被覆粒子と黒鉛粉末を基にした基質を焼き固めることで得られる。

ドイツで開発された第２番目のタイプの燃料要素において、被覆粒子は球状に凝集され、大量の同じ寸法の黒鉛球と一緒にまとめられ、高温ガス冷却型原子炉の炉心を形成する。該球は、被覆粒子と該球の中心部を形成する炭素基質を焼き固めることによって得られる。該球の中心部は周辺層で覆われており、被覆粒子はない。

これらの集合体は熱中性子スペクトル(thermal neutron spectrum)を備えた高温ガス冷却型原子炉においてのみ使用される。現在の科学技術では、水型原子炉に前記集合体を使用することはできない。

実験的に、従来の原子力燃料集合体の棒の束を、同じ集合体の内部で相互に並行に配置された１組の非常に薄いプレート（１〜３ｍｍの厚さ）によって置き換えることが提案されてもいる。

一般的に、複数の相互に平行な薄いプレートを内挿した原子力燃料集合体の使用は実験用の原子炉に限定される。

棒の束を有する従来の原子力燃料集合体、通常「ＵＯＸ」又は「ＭＯＸ」タイプの燃料集合体は、今のところ発電用に使用されている熱スペクトルで運転を行う加圧水型原子炉で使用される。

前記集合体に含まれるウラン２３８原子はエピサーマルの範囲(epithermal range)で核***性アイソトープに転換可能である。すなわち、前記集合体は中性子を吸収してプルトニウム原子を生成し、そのうち２３９と２４１のアイソトープのみが熱領域において核***する。結果的に、かなりの潜在エネルギとなるプルトニウムが大量に生成され、同時に放射毒性も大量に発生される。

原子核物質サイクルを調節するために、現存する原子炉で生み出されるプルトニウムを特別に専用設計された原子炉で燃料として使用する必要がでてきた。よって、現在原子炉は、このプルトニウムを燃料として使用するように、すなわち、現存の原子炉に発生した廃棄物量を軽減するために前記プルトニウムを消費している間に電気エネルギを生み出すように設計されている。

しかし、こういった目的を持って現在研究されているほとんどの原子炉は熱又は熱外中性子スペクトルthermal or epithermal neutron spectrum)を得るために、減速材媒体(moderator medium)、すなわち、中性子減速材(neutron decelerator)を使用している。さらに、原子炉を制御するため、特に炉心の動力学的作用(kinetic behavior)を改善するために、プルトニウムを含むウラン２３８の可変比率を用いる必要があると思われる。熱スペクトルで運転している原子炉において、これは本課題の目的に反するプルトニウム原子核の発生源となる。

発明の説明

本発明の主な目的は、従来の棒束を有する原子力燃料集合体の欠点を持たない、産業的実施に適応した新型の燃料要素の作成である。

本発明の別の目的は、単に寸法を変化させるだけで、自由に高速中性子スペクトル、熱又は熱外中性子スペクトルを生成することができる新型構造の燃料要素である。

本発明の別の目的は、特に、プルトニウムの消費を特に導く高速スペクトルを使用し、現存する原子力原子炉において生成されるプルトニウムを燃料物質として使用可能にする画期的な構造を有する燃料要素である。

本発明によれば、これらの様々な成果は、基質内に埋め込まれた核***性被覆粒子から形成される原子炉用の単体燃料要素を用いることによって得られ、該燃料要素は、空間で隔てられ、接合部によって相互に結合された複数の平行なプレートを具備することと、前記基質は（核***性と核***性でアイソトープに転換可能な）重い核の総数に対して不活性であり、前記空間内を循環する冷却流体に対しては中性であることを特徴とする。

冷却流体から保護するために金属製ダクト内に燃料集合体を配置することも可能である。

モノリシック性又は単体性であるので、前記方法で形成された燃料要素は現存する原子力原子炉で使用される従来の集合体よりも本質的に単純である。

さらに、放射を受けて解放された核***性ガスは、一般に核燃料ペレットを包含する燃料棒によって使用される部屋(chamber)に相当する膨張室を備える必要はなく、被覆粒子内に保たれる。炉心の全高は従来の原子炉で必要な高さよりもかなり低くすることができる。

さらに、所定の冷却流体に関して、プレートの厚みとプレートを隔てる空間の幅の比率は自由に変化させることができ、高速スペクトル、熱又は熱外スペクトルを生じさせることができる。

本発明の好ましい実施形態によれば、燃料要素はほぼ平行六面体の外部形状を有する。

この実施形態において、プレートはほぼ平面である。

さらに、前記プレートは好ましくはほぼ垂直であり、制御装置は原子炉を制御又は停止するために、前記プレートを隔てる少なくとも１つの空間に挿入されることができる。

さらに、平行なプレートと接合部は、冷却流体が通過可能な窓を形成するために、所定の深さで好適に穿孔されており、それによって、燃料要素と前記流体との間の入替え面積が広がり、かつ原子炉の炉心の断面全体に冷却流体が均一化される。

本発明の好適な１つの実施形態において、制御装置が配備可能な空間の水平断面は十字型形状をしており、燃料要素を４つの副集合体（サブアセンブリ）に分割する。それぞれの副集合体が有する複数のプレートは、いくつかの接合部によって相互に結合され、副集合体はまた別の結合部によって燃料要素の周辺部で結合されている。同じく十字型形状の、第１番目の制御装置とは独立した第２番目の制御装置を、４つの隣接した燃料要素の間に配置することもできる。

本発明の別の好適な実施形態において、第１番目の平面型制御装置を挿入することができる第１番目の空間は、燃料要素の中央部に形成される。前記要素の外周部方向に開放している一連の第２番目の空間は、少なくとも中央部の一面に形成され、第２番目の櫛形状の制御装置は前記空間に配置することができる。

一般的に、プレートの厚みと空間幅は好ましくは均一である。

冷却流動体が水である場合において、プレートの厚みと空間幅の比率は１に等しく、これは高速スペクトルを定義している。

好ましくは、被覆粒子はウランとプルトニウムを包含する群において選定された核***体の原子核を具備する。確実にうまく原子炉を制御しながらプルトニウムを消費するために、プルトニウムとウランから成る混合粒子を使用し、高速スペクトルでの運転を可能にする寸法を選定する。

不活性基質は中性子の吸収断面積が小さく、熱伝導率が高い物質から成る。

本発明の別の目的は、上述の定義通りに製造された燃料要素を複数含んだ炉心を具備する沸騰水型原子力原子炉であり、プレートの厚みと空間幅との比率は、中性子減速の制約と熱力の摘出の制約との妥協点である。この比率は高速スペクトルを得るためにほぼ１となるようにすべきである。

本発明の好ましい実施形態の詳細な説明

説明した様々な実施形態において、類似機能を果たす要素は同じ参照番号を使用して示されている。図１は本発明の第１番目の実施形態にしたがって燃料要素１０の平面図を図示している。

燃料要素１０は単体で構成された単部又はモノリシック煉瓦形状である。この実施形態において、燃料要素の外部形状はほぼ平行６面体である。本発明の非制限的な例として、燃料要素を、横断面が一辺が約３０ｃｍの正方形、高さが１ｍ以下とすることができる。

この形状では、同一の燃料要素１０を相互に接触するように、又は原子炉管(nuclear reactor vessel)の内部で相互に接するように配置し、原子炉の炉心を形成することができる。このように、隣合う支柱(columns)を、隣合う支柱内に燃料要素間の空間が確保されるように、正方形格子(square grid)を使用して形成することができる。これらの空間は冷却流体の循環を容易にし、必要であれば、後に詳述されるように制御装置の設置も容易にする。

同じ支柱内の燃料要素は、操作装置による把持を容易化する枠組みによってまとめて保持することができる。

選択肢として、燃料要素１０は六角形状水平断面のような異なる形状を有してもよい。

本発明の第１番目の様態によれば、燃料要素１０は、空間１４で隔てられ、接合部１６ａと１６ｂによって相互に結合された複数の平行プレート１２の１つ又は複数群を有する。該プレート１２は平面かつほぼ垂直に配置され、厚みは異なったプレートにおいて均一かつ同一である。同様に、隣合ったプレート１２を隔てる空間１４の幅は均一である。図示された実施形態において、図１を非制限的な例と仮定すると、プレート１２の厚みと空間１４の幅は同一で、ほぼ２ｃｍとなる。

図３で示したように、プレート１２及び接合部１６ａ、１６ｂは、燃料要素の全長に均一に分布する窓２６を形成するために所定の深さに穿孔される。

このレイアウトは、中性子束の温熱部（通常運転時では低い(low)）に関する電力分布における不安定性を抑えるために、異なる燃料要素内で冷却流体を均一化する手段である。該冷却流体は混合する２相流なので、前記手段は特に燃料要素が沸騰水型原子炉で使用されるときに役立つ。当該窓２２は原子炉の炉心の全断面上でこの２相流の蒸気空隙率を均一化するために使用される。

また、窓２６が存在することによって、燃料要素１０と冷却流体との間の入換え面積が増加し、結果的に、中性子の特性を維持しながら炉心の出力密度が増加する。

単体燃料要素１０を形成するプレート１２と接合部１６は、基質内に分散された核***性被覆粒子から構成され、該基質は核***性及び核***性アイソトープに転換可能な原子核の総数に対しては不活性で、燃料要素１０の内部周辺で、特に空間１４で循環すると思われる冷却流体に対しては中性である。

当該核***性被覆粒子は上述の「ＴＲＩＳＯ」型粒子と類似している。各粒子が、プルトニウム及び／又はウランから構成された核***体の核を有する。この原子核は炭化珪素ＳｉＣの層を含む複数の層で被覆されている。このようにして得られた粒子はほぼ球状であり、数百ミクロンから数ミリメートルまで可変する直径を有する。

例えば、ウランは劣化した２酸化ウランＵＯ_２（例；ウラン２３５が０．２５％とウラン２３８が９９．７５％）でもよい。プルトニウムは、例えば、現存する加圧水型原子炉から得られるプルトニウムから得られる二酸化プルトニウムＰｕＯ_２でもよい。

ウランとプルトニウムを含む燃料要素１０は、二酸化ウラン原子核を含んだ粒子と二酸化プルトニウム原子核を含んだ粒子又は酸化混合物粒子（Ｕ，Ｐｕ）Ｏ_２を凝塊することによって得られる。

該燃料は核***性アイソトープに転換可能な物質として適切な割合でトリウムを含んでいてもよい。

本方法で生成された***性被覆粒子は、核***性及び核***性アイソトープに転換可能な原子核の総数及び冷却流体に対して不活性である基質に分散される。この冷却流体が水である場合、該不活性基質は好ましくは炭化珪素ＳｉＣ又は金属又は両者の化合物から構成される。

核***性被覆粒子が分散される基質には僅かな比率で金属が存在し、それが機械的な特性を改善するために燃料要素１０の製造及び機械加工を容易化する手段となる。特に、スチールは中性子をあまり吸収しないので、燃料要素のサイズが高速スペクトルで運転するような大きさの場合、スチールを使用することが有効となることもある。

再度、図１を参照すると、本発明の第１番目の実施形態における燃料集合体１０は、同じ寸法を持つ４つの隣接した副集合体（サブアセンブリ）を具備していることがわかる。各副集合体１８は、（燃料となるかもしれないし、ならないかもしれない）接合部１６ａによって相互に結合された複数の平行プレート１２（図１には４つ示されている）から構成される。接合部１６ａは垂直方向のプレートの形状でもある。図１において、２箇所の接合部１６ａは隣接したプレート１２を結合する。

図１に示した実施形態において、接触している２つの副集合体１８のプレート１２は中性子束を制限するために相互に垂直を成している。

他の接合部１６ｂは、燃料要素１０の外周における端部において、プレート１２を延長して、相互に副集合体１８をつなげている。

図１のレイアウトにおいて、燃料要素１０の内部で、十字型水平断面を有する空間２０を規定することもできる。十字型水平断面を有するこの空間２０は、同じく十字型水平断面を有することが可能な制御装置２２を含んでもよい。この制御装置２２は現存する原子力原子炉で一般的に使用される技術と類似した技術を用いて、垂直移動する効力を受けた原子炉を制御及び／又は停止することができる。特に、制御装置２２は炭化硼素合金Ｂ_４Ｃから構成されることもある。

図１の２４において部分的に示したように、同様に十字形の予備制御装置が原子炉の炉心で４つの隣接する燃料要素１０を隔てる空間２３に配置されてもよい。この制御装置２４は、特に、原子炉の緊急停止を制御する予備装置として使用できる。

図１の例として図示された実施形態において、プレート１２の厚みｅ１と空間１４の幅ｅ２はほぼ等しい。したがって、これらｅ１とｅ２の寸法の比率はほぼ１に等しい。このレイアウトは、特に、水が冷却流体として使用される場合、高速スペクトルで運転するために設計された燃料要素に適している。すなわち、水はほとんど減速機能を果たさず、燃料要素を冷却する役割のみを果たすように、隣接するプレート１２を隔てる水シートは前記プレートの厚みと比較して十分に薄い。

プレート１２の厚さｅ１と空間１４の幅ｅ２との間の比率が減少すると、冷却流体は減速機能促進を果たす。寸法ｅ１とｅ２の簡単な寸法の変更によって、図１に示した高速スペクトルで運転する燃料要素を熱又は熱外スペクトルで運転する燃料要素に変換することができる。

図２と３は本発明にしたがって核燃料要素の第２番目の実施形態を示している。

図２と３で示した燃料要素の一般的な特徴は図１で参照して述べられている燃料要素の特徴と同一である。４つの副集合体１８のそれぞれのプレート１２が、図１の実施形態で示したように各副集合体毎に垂直となっているのではなく、全て相互に平行となっているという事実だけが異なる。

図４は本発明にしたがって燃料要素の第３番目の実施形態の平面図を示している。この場合、燃料要素はもはや４つの接合部１６ｂによって相互に結合された４つの副集合体からは構成されておらず、燃料要素１０の外周部で２つの接合部１６ｂによって相互に結合された２つの副集合体１８から構成されている。

２つの副集合体１８は相互に対して鏡面対称関係を有する。それぞれが相互に平行な連続プレート１２と相互に平面プレート１２を結合する単一接合部１６ａを含み、プレート端部は燃料要素の中央に対向している。各副集合体１８は、このように、櫛型の断面を有し、接合部１６ａはプレート１２と垂直となる。

このレイアウトにおいて、燃料要素１０の中央部で、接合部１６ａと１６ｂは燃料要素の垂直方向に完全な高さまで延長する細長い長方形状で水平断面を有する空間２８の境界を定める。プレート形状の第１番目の制御装置３０は原子炉を制御及び／又は停止するために、この空間２８に配置することができる。

図１〜３で引用した上述の実施形態として、各副集合体１８のプレート１２は間に均一な空間１４を定めている。これらの空間１４は燃料要素の外周部方向に開放している。櫛形の水平断面を有する第２番目の制御装置３２は同じ副集合体１８のプレート１２の間に形成された各連続した空間１４に配置することもできる。

１つの選択肢として、制御装置３２の断面は２つの隣合った燃料要素１０のプレート１２の間に挿入できるようなものであってもよいことに注目する。図１の制御装置２４のように、制御装置３２は特に原子炉の緊急停止用に使用されてもよい。

以上図４を参照して説明したレイアウトは、結果的に放熱器の形状と類似した形状を有する燃料要素となり、その形状によって前記燃料要素と冷却流体との間の熱交換は容易になる。

既に述べたように、本発明にしたがった燃料要素の好ましい応用例は、プルトニウムを消費するために使用される高速スペクトルで運転する加圧水型原子力原子炉において適用される。例えば、厚みｅ１と幅ｅ２の値がこれらの比率が約１となるように選定する場合、高速スペクトルを得ることは容易である。

制限を受けない本発明の説明図として、燃料要素の（体積の）約半分は核***性被覆粒子から構成され、前記粒子の半分は核***性酸化物から構成され、もう半分はＳｉＣ被膜から構成され、燃料要素のもう半分は不活性基質から構成されていてもよい。このように、この基質が炭化珪素から構成される場合、燃料要素の体積の約７５％が炭化珪素から構成される。

プルトニウムを消費するために設計された原子炉の場合、例えば、燃料要素１０の体積の３４％は劣化した二酸化ウランＵＯ_２を含む粒子から、また体積の１６％は二酸化プルトニウムＰｕＯ_２を含む粒子から成っていてもよい。さらに詳細には、例えば、劣化した二酸化ウランＵＯ_２の粒子の体積の約５０％は劣化した二酸化ウランＵＯ_２、そして約５０％は酸化珪素ＳｉＣである。この場合の「劣化した二酸化ウラン」という表現は、ウラン２３８が体積の９９．７５％を占めるのに対してウラン２３５は体積の０．２５％を占める酸化物を意味している。同様に、二酸化プルトニウムＰｕＯ_２の粒子は、体積の約５０％が二酸化プルトニウム、約５０％が炭化珪素ＳｉＣから構成される。

明らかに、この構成は単なる１例として与えられいるにすぎず、本発明の範囲を制限するものとして捉えるべきではない。一般的に、燃料要素の核***性原子核の含有量は原子炉の炉心に与えられた役割(the strategy assigned to the reactor core)に応じて最適化される。特に、プルトニウムの含量は燃料サイクルの選定時間に基づいて決定される。つまり、劣化したウランの含有量は、高い動力学的係数(kinetic coefficients)（ドップラー係数と遅延中性子比率）を達成する必要性とウラン２３５をプルトニウム２３９に転換反応することによってプルトニウムの生産量を制限する必要性との間の満足のいく妥協点を得るように選定される。さらに、トリウムが集合体構成において使用されることもある。

説明図のように、計算は上の例で採用した燃料要素の構成に基づいて実行されていた。この計算において、本発明にしたがった燃料要素の構成で使用されたプルトニウムは「２０１６クオリティ」("2016 quality")プルトニウムであることが前提とされていた。この表現は、３年間冷却し、翌２年以内に再加工し製造するという従来型３サイクルの後、９００ＭＷ用電気加圧水型原子炉によって２０１６年に産出されると予測される平均的な構成と平均的構成が同等であるプルトニウムを引用している。

表１は、考察例と一致した原子炉の炉心の重い核の初期成分と、高速スペクトルで運転する沸騰水型原子力原子炉の炉心において、１サイクル５４ヶ月で３サイクル（１例として採用した値）を経過した後の最終成分を示している。この表において、キログラムで表示した質量の値は、直径４ｍ高さ３７６ｃｍの炉心が、体積約２３ｍ^３の燃料に対応していることを想定して計算された。

表１は、本発明により形成した燃料要素を高速スペクトルで運転する沸騰水型原子炉で使用することにより、考察例で初期含有量の４３％近くが消費されているように、プルトニウムの大量消費が保証されることを示している。比較対照として、ＭＯＸ燃料の３０％を使用した加圧水型原子炉の唯一の運用上解決法では、プルトニウムの消費量は約２５％にすぎない。

核***性プルトニウム、特にプルトニウム２４１の含有量は５４ヶ月の３サイクル（１例として示した値）の後でもさらに高い値を示すということにも注目する。これは、繰り返してリサイクルを行う方法において、プルトニウムのさらなる再加工処理が可能となることを意味する。

図５は、本発明にしたがって燃料要素から形成された、表１に準拠した炉心を具備した沸騰水型原子炉の中性子スペクトルを示している。すなわち、図５は蒸気が４０％存在している無限媒介物におけるエネルギ関数（エレクトロン・ボルト）の中性子束分布（ｎ・ｓ^−１・ｃｍ^−２）を示している。このスペクトルはＣＥＡ(Commissariat a l'Energie Atomique - Atomic Energy Commission)のＡＰＯＬＬＯ ２の計算プログラムを用いて生み出された。これにより炉心内の中性子束は原則的に高速中性子束（４００００ｋｍ／ｓの常態速度(speed of the order))であることが確認できる。

さらに詳細には、スペクトルの計算によれば、全体束φに対する高速束φ１の比率は３２．３％であり、全体束φに対する減速束φ２の比率は４４．３％であり、全体束φに対する熱外束φ３の比率は２２．３％であり、全体束φに対する熱束φ４の比率は１．１％である。

したがって、大量のウラン２３８とプルトニウム２４０の核***を発生させることができる。同時に、ウラン２３８からプルトニウム２３９の変換が減少し、プルトニウム２３９の熱核***も減少し、結果的に、炉心において高い割合の遅延中性子を獲得することになる。

比較計算を水が完全に液体状態となっている原子炉の低部において実行した。獲得したスペクトルは同一特性を有し、特に超低温成分(very low thermal component)を有し、そのときの束全体に対する熱束の比率は１．９％に等しい。

さらに、中性子の計算は（無限媒介物における）新しい炉心の反応係数が１．３０７の常態(order)であることを示していた。電力値とサイクル長は所要の関数に適合させることができる。炉心の単位体積当たりの電力が４５．８ＭＷ／ｃｍ^３（燃料と流体の総量）に等しい場合、獲得されるサイクルは非常に長く、１６０ＧＷｄ／ｔを超える無負荷燃焼率(unloading combustion rate)を得ることができる。この結果、５４ヶ月（４．５年）のサイクルとなる。

さらに、同じ計算を用いて得られたドップラー係数は、燃料温度が増すパワー・エクスカーションの場合においても炉心を本質的に安全運転できるような、−２．６３ｐｃｍ／°Ｃの常態である。

同様に、制御装置の安全装置が偶然に引抜かれても原子炉を完全に制御することができるように、遅延中性子の比率は３１５ｐｃｍである。この有益な現象は、核***性被覆粒子が、破損及び高熱による溶解に対して強い耐性を有する炭化珪素基質中に分散されるという事実によって強調される。

原子炉が冷却停止状態に戻るのに際し、減速係数は負であり、３００°Ｃ（名目上の原子炉運転温度）から２０°Ｃの温度範囲に限定される。このように、この減速材係数は２２０°Ｃにおいて−１４．８８で、２０°Ｃにおいて−８．１６となる。これらの比較的に低い値は、ＭＯＸ型燃料集合体を使用した沸騰水型原子炉から得られた値と一致する。したがって、原子炉が冷却停止状態に戻るときに、集合体の制御に関しても何ら問題を生じない。

本発明にしたがって燃料要素を使用した高速スペクトル沸騰水型原子炉の実現可能性を、特に温度及び制御の点から研究するためにも、計算を行った。

上述の評価例において、全ての燃料要素は水路断面Ｓｐと燃料断面Ｓｃをどちらも０．００３２ｍ^２で規定している。冷却流体の設定質量流量は７５０ｋｇ／ｍ^２・ｓであり、これにより流速度は１ｍ／ｓより少し速くなり、炉心内の水流が原因となって低い水圧の損失が僅かに生じる。

、熱流束と上述の水路断面２．５のGroeneveld表に示された臨界流束(critical flux)との間の比率を維持するため、混合質量０．２５及び水圧８０バールの条件で、平均的な熱流束(thermal flux)を８１６ｋＷ／ｍ^２に設定する。これには単位体積当たりの平均的な電力密度が、燃料の場合９１．７ＭＷ／ｍ^３、炉心においては４５．８ＭＷ／ｍ^３（燃料と２相流の混合(two-phase mix)）であることが必要で、さらに炉心高は３．７６ｍであることが必要である。直径４ｍの炉心における抽出火力は２１６３ＭＷと等しく、結果的に約７２０ＭＷｅと等しい電力となる。

この単位体積当たりの電力値における燃料中央部の温度は、６０Ｗ／ｍ^２・°Ｃ（４００°ＣにおけるＳｉＣの場合の近似値）と等しい線形熱伝導係数(linear coefficient of conduction)を使用した場合、４００°Ｃの常態である。２９５°Ｃの冷却流体と燃料との間のこの相対的に低い温度差は、安全装置システム(safeguard system)の調整の際、特に炉心に再び水を張る際に使用される、殆どの一時的な(accident transients)の処理を促進する。核***性被覆粒子とそのＳｉＣ基質の整合性(integrity)の範囲とを比較して温度が低いことは、炉心溶融の危険性が非常に低くなることを示している。

上述のレイアウトは、原子炉の炉心を「通気」("venting")し、炉心内で水流用の大きな自由断面を可能にし、圧力損失を低く抑えるために炉心における流速度を比較的低くすることによって、自然対流の中で炉心の運転を促進することを容易にする。低い循環率（例えば４）を設定することにより、炉心の頂部における高い空隙率が可能となり、それにより、帰還する水に含まれる液体と炉心の２相流(two phase mix)との間に多大な密度差が起って大原動力が可能となる。

前記計算例において、燃料から抽出される低い電力が非常に長いサイクルを生むことになる。

電力が、例えば、さらに高い１４５０ＭＷｅでも、サイクルの長さはまだ魅力的な範囲（３６ヶ月又は３年）であ。それに対して、プルトニウムの消費及び枯渇は前例よりも少し大きくなり、劣アクチニドの生産量はわずかに低くなる。

原子炉制御に関して、高速スペクトルと冷却流体の２相流の様態(two phase aspect)は溶解性硼素の使用を不可能にする。同様に、燃料内の可燃性毒物の効力は抑制される。

原子炉を始動する際、約１ｃｍの厚さの吸湿材（例えばＢ_４Ｃ）から構成される十字型断面を有する制御装置２２を使用することにより、無限媒介物及び新しい炉心が最悪の事態を招く場合は、半危険状態及び適用可能な廃水構造に戻すことが可能になる。

運転時、装置２２のような制御装置の大量の「中性子含有量」を考慮すると、配置可能な全ての場所が停止装置によって占有されるわけではない。有効な場所は反応性制御(reactivity control)及び、二硼化ハーフニウムＨｆＢ_２又はジスプロシウムと硼素の化合物といった、ニーズに適した効力と向上した放射抵抗を有する物質から作られた補償装置となる。

最後に、図１の装置２４のような補助制御装置は、例えば、約０．５ｃｍの厚みをもっていてもよい。前記装置は、アクチニド又は可燃性毒物として機能する核***生成物の制御、さらには焼却するための、補助停止機能システムとして使用されてもよい。

本明細書は添付図を引用して非制限的な例として本発明の異なる実施形態を説明する。
図１は本発明の第１番目の実施形態にしたがった燃料要素を図式的に表示している平面図である。 図２は本発明の第２番目の実施形態を図示した図１との比較平面図である。 図３は図２で図示された燃料要素の側面図である。 図４は本発明の第３番目の実施形態を図示した図１と２との比較平面図である。 図５は燃料要素が蒸気比率が４０％の炉心レベルにおいて沸騰水型原子炉の炉心を形成した本発明に準拠することを前提として、無限媒介変数における計算によって得られた中性子スペクトルを示している。

Claims (17)

1. 炭化珪素ＳｉＣ、金属又は両者の化合物から成る基質に埋込まれた核***性被覆粒子から形成された原子炉用の単体燃料要素（１０）であり、複数の空間（１４，２０）によって隔てられ、接合部（１６ａ，１６ｂ）によって相互に結合された複数の平行なプレート（１２）を具備し、前記プレート（１２）及び前記接合部（１６ａ、１６ｂ）は、前記基質、及び前記基質内に分散された核***性被覆粒子から構成され、前記基質は、核***性及び核***性アイソトープに転換可能な重い核と、前記空間（１４，２０，２８）を循環する水とに対して不活性であることを特徴とする燃料要素。
   
2. 前記燃料要素（１０）の包絡面はほぼ平行６面体である請求項１に記載の燃料要素。
   
3. 前記プレート（１２）は、前記複数の空間に隣接したほぼ平面を有する請求項１及び２のいずれかに記載の燃料要素。
   
4. 前記プレート（１２）は、前記複数の空間に隣接したほぼ垂直な平面を有し、前記複数の空間（１４，２０，２８）の少なくとも１つが、垂直移動する効力を受けた原子炉を制御及び／又は停止させるように構成された制御装置（２２，３０，３２）を収容できる請求項１ないし３のいずれか１つに記載の燃料要素。
   
5. 接合部（１６ａ，１６ｂ）と平行なプレート（１２）は前記水が循環することができる窓（２６）を形成するために所定の深さで穿孔される請求項４に記載の燃料要素。
   
6. 制御装置（２２）が配置される前記空間（２０）の水平断面は十字形状であって、該空間は該燃料要素（１０）を接合部のいくつか（１６ａ）によって相互に結合された複数のプレート（１２）を収容する４つの副集合体（１８）に分割し、前記接合部以外の接合部（１６ｂ）は副集合体（１８）を相互に結合する請求項４及び５のいずれかに記載の燃料要素。
   
7. 隣接する副集合体（１８）のプレート（１２）は相互に垂直である請求項６に記載の燃料要素。
   
8. ４つの副集合体（１８）のプレート（１２）は全て相互に平行である請求項６に記載の燃料要素。
   
9. 第１番目のプレート形状の制御装置（３０）を挿入できる第１番目の空間（２８）は燃料要素（１０）の中央部で形成され、第２番目の櫛形の制御装置（３２）を設置できる前記要素の外周部で開口した連続した第２番目の空間（１４）は前記中央部の少なくとも一方の側方に形成される請求項４及び５のいずれかに記載の燃料要素。
   
10. 前記プレート（１２）の厚みと前記空間（１４）の幅の比率によって、前記燃料要素（１０）が前記水について高速スペクトルで動作させる請求項１ないし９のいずれか１つに記載の燃料要素。
    
11. 前記プレートの厚みと前記空間の幅の比率によって、前記燃料要素が前記水について熱又は熱外スペクトルで動作させる請求項１ないし９のいずれかに記載の燃料要素。
    
12. 前記水に対する保護用の金属管内に配置される、請求項１ないし１１のいずれか１つに記載の燃料要素。
    
13. 前記核***性被覆粒子はウランとプルトニウムによって形成される群から選択される核***体の原子核を含む請求項１ないし１２のいずれかに記載の燃料要素。
    
14. 前記核***性被覆粒子はトリウム原子核も含む請求項１３に記載の燃料要素。
    
15. 請求項１０に記載の複数の燃料要素（１０）を収容し、高速中性子スペクトルで動作する炉心を具備した沸騰水型原子炉。
    
16. 被覆粒子はプルトニウム原子核を含む請求項１５に記載の沸騰水型原子炉。
    
17. 炉心内の水の自然対流で運転を行う請求項１５または１６に記載の沸騰水型原子炉。

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