JPH1152088A - Heavy-water-cooled breeder reactor - Google Patents

Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a reactor using water coolant, having fuel breeding capability and improving safety. SOLUTION: In a reactor using liquid phase heavy water 27 as coolant and assembly type fuel bundling a multitude of fuel pins 1, oxide fuel is used, the volume ratio of coolant to fuel in the axial middle part of core is made 0.5 to 1.0 and the core height meaning the vertical regional length of core fuel pellets 2 excluding blanket is made 1 m or less. In other option, metal fuel or nitride fuel is used, the volume ratio of coolant to fuel in the axial middle part of core is made 0.5 to 1.7 and the core height meaning the vertical regional length of core fuel pellets 2 excluding blanket is made 1 m or less.

Description

【発明の詳細な説明】DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION

【０００１】[0001]

【発明の属する技術分野】本発明は、ウラン資源を有効
に利用するため、転換比（燃料装荷時の核***物質量に
対する燃料取出時の核***物質量）を大きくした原子炉
に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a nuclear reactor in which the conversion ratio (the amount of fissile material at the time of fuel removal with respect to the amount of fissile material at the time of fuel loading) is increased in order to effectively utilize uranium resources.

【０００２】[0002]

【従来の技術】従来の軽水炉では、ウラン−２３５によ
る核***反応を有効に利用するため、核***により生じ
た中性子を軽水冷却材により減速する設計としていた。
このため、冷却材体積Ｖｃを燃料体積Ｖｆに対して大き
くとり、Ｖｃ／Ｖｆを２以上としている。このときの転
換比は、約０.５ である。これに対し、高転換軽水炉の
例では、親物質（ウラン−２３８）の中性子吸収による
核***性物質（プルトニウム−２３９）への転換を促進
するため、冷却材体積を小さくし、Ｖｃ／Ｖｆを０.５
程度としている。このときの転換比は、約０.９であ
る。2. Description of the Related Art In a conventional light water reactor, a neutron generated by nuclear fission is designed to be decelerated by a light water coolant in order to effectively utilize a nuclear fission reaction by uranium-235.
For this reason, the coolant volume Vc is set larger than the fuel volume Vf, and Vc / Vf is set to 2 or more. The conversion ratio at this time is about 0.5. On the other hand, in the case of the high conversion light water reactor, in order to promote the conversion of the parent material (uranium-238) to fissile material (plutonium-239) by neutron absorption, the coolant volume is reduced and Vc / Vf is reduced to 0. .5
About. The conversion ratio at this time is about 0.9.

【０００３】転換比を大きくした原子炉に関する公知例
としては、日本原子力学会誌Vol.２６，No.６（１９８
４)に示されるように、軽水冷却材の燃料に対する体積
比（Ｖｃ／Ｖｆ）を小さくした高転換軽水炉の例があ
り、同公知例での高転換炉性能はＶｃ／Ｖｆが約０.５
程度の稠密燃料で、転換比は約０.９である。A known example of a reactor having a high conversion ratio is disclosed in Journal of the Atomic Energy Society of Japan, Vol. 26, No. 6 (198).
As shown in 4), there is an example of a high conversion light water reactor in which the volume ratio of light water coolant to fuel (Vc / Vf) is reduced, and the high conversion furnace performance in the known example is such that Vc / Vf is about 0.5.
With a dense fuel, the conversion ratio is about 0.9.

【０００４】一方、公開特許公報昭64−88396 号「高転
換重水炉」では、重水を冷却材に用いることにより、軽
水炉と同等の正方格子配列の燃料で０.８ 以上の高転換
比を達成する原子炉の公知例がある。軽水炉のＶｃ／Ｖ
ｆは２.０ 以上であり、本公知例は燃料稠密化という燃
料製造が難しくなる軽水利用の高転換炉の欠点を重水冷
却材を用いて克服する技術である。On the other hand, in Japanese Patent Application Laid-Open No. 64-88396, "High Conversion Heavy Water Reactor", a high conversion ratio of 0.8 or more is achieved by using heavy water as a coolant, with a fuel having a square lattice arrangement equivalent to that of a light water reactor. There are known examples of nuclear reactors. Vc / V of light water reactor
The value f is not less than 2.0, and this known example is a technique for overcoming the drawback of a high conversion furnace utilizing light water, which makes fuel production difficult, by using heavy water coolant.

【０００５】また、重水を減速材及び冷却材とする原子
炉は世界に数多くあるがすべて重水の熱中性子吸収が極
めて小さいことに着目した熱中性子炉である。これらは
すべてＶｃ／Ｖｆは２.０以上であり、転換比は約０.８
以下である。[0005] There are many nuclear reactors in the world using heavy water as a moderator and a coolant, but all of them are thermal neutron reactors that focus on the fact that thermal neutron absorption of heavy water is extremely small. All of them have Vc / Vf of 2.0 or more and a conversion ratio of about 0.8.
It is as follows.

【０００６】まず圧力容器型の重水原子炉は、スウェー
デン，アルゼンチンに建設例がある。First, a pressure vessel type heavy water reactor has been constructed in Argentina, Sweden.

【０００７】電気書院 近代電気工学大講座６ 近代原
子力工学（昭和４４年出版）２３７頁より、スウェーデ
ンのMarviken炉は沸騰重水冷却炉であり、燃料には１.
３５％から１.７５％の微濃縮ウランを用いている。From the Institute of Electrical Engineering, Modern Electrical Engineering, Lecture 6 Modern Nuclear Engineering (published in 1969), p. 237, the Swedish Marviken furnace is a boiling heavy water-cooled furnace, and the fuel is 1.
35% to 1.75% of slightly enriched uranium is used.

【０００８】Directory of NUCLEAR POWER PLANTS in t
he world 1994 Japan NuclearEnergy Information cent
er Co.,Ltd. ISSN 0912-7003 より、スウェーデンのＡ
ＧＥＳＴＡ炉、アルゼンチンのＡＴＵＣＨＡ−１，−２
炉は重水冷却炉であり、燃料には天然ウランを用いてい
る。[0008] Directory of NUCLEAR POWER PLANTS in t
he world 1994 Japan NuclearEnergy Information cent
er Co., Ltd. ISSN 0912-7003, Sweden A
GESTA reactor, ATUCHA-1 and -2 in Argentina
The furnace is a heavy water cooled reactor and uses natural uranium as fuel.

【０００９】次に圧力管型の重水原子炉は、新型転換炉
(ＡＴＲ)やカナダ型重水炉(CANDU)があるが、いずれも
減速材領域を軽水炉よりも大きくとり、Ｖｃ／Ｖｆを８
程度として、減速効果を高め、熱中性子による核***反
応を有効に利用するものである。Next, a pressure tube type heavy water reactor is a new type conversion reactor.
(ATR) and Canadian heavy water reactor (CANDU), all of which have a moderator area larger than that of light water reactors, and have a Vc / Vf of 8
To the extent, it enhances the moderating effect and effectively utilizes fission reactions caused by thermal neutrons.

【００１０】[0010]

【発明が解決しようとする課題】上記従来技術では、高
転換炉とするために、軽水を用いた場合、減速材領域を
小さくするための稠密な燃料とする必要があり、燃料の
製作性が難しいという課題があった。また、重水を用い
た場合は従来軽水炉並みに燃料稠密化を抑制し高転換炉
を得ることができたが、転換比を１.０ 以上としつつ安
全性を確保する増殖炉概念は得られていなかった。In the above prior art, when using light water in order to obtain a high conversion furnace, it is necessary to use a dense fuel for reducing the moderator area, and the productivity of the fuel is reduced. There was a problem that it was difficult. Also, when heavy water was used, a high conversion reactor could be obtained by suppressing fuel densification like a conventional light water reactor, but a breeder reactor concept that ensures safety while maintaining a conversion ratio of 1.0 or more has been obtained. Did not.

【００１１】本発明の第１の目的は、重水冷却材を用い
た原子炉で、燃料増殖型の原子炉を提供すると共に、そ
の炉の安全性を向上させる原子炉を提供することであ
る。A first object of the present invention is to provide a fuel breeder reactor using heavy water coolant, and to improve the safety of the reactor.

【００１２】本発明の第２の目的は、重水冷却材を用い
た原子炉で、更に燃料増殖性を向上させた原子炉を提供
することである。A second object of the present invention is to provide a nuclear reactor using heavy water coolant, which further improves fuel breedability.

【００１３】本発明の第３の目的は、第１又は第２の目
的に加えて、冷却材の沸騰に対する安全性を向上させた
原子炉を提供することである。A third object of the present invention is to provide a nuclear reactor in which, in addition to the first or second object, safety against boiling of a coolant is improved.

【００１４】本発明の第４の目的は、第３の目的に加え
て、冷却材の沸騰時のボイド反応度を低減させた原子炉
を提供することである。A fourth object of the present invention, in addition to the third object, is to provide a nuclear reactor in which the void reactivity during boiling of the coolant is reduced.

【００１５】本発明の第５の目的は、第１又は第２の目
的に加えて、冷却材の密度変化時の反応度変化を抑制
し、安全性を向上させた原子炉を提供することである。A fifth object of the present invention, in addition to the first or second object, is to provide a nuclear reactor in which the reactivity is suppressed when the density of the coolant changes and the safety is improved. is there.

【００１６】本発明の第６の目的は、第５の目的を短尺
燃料棒を用いて達成することにある。A sixth object of the present invention is to achieve the fifth object by using a short fuel rod.

【００１７】本発明の第７の目的は、第１又は第２の目
的に加えて、１次系，２次系の冷却系の事故における安
全性を向上させた原子炉を提供することである。A seventh object of the present invention is to provide a nuclear reactor in which, in addition to the first or second object, the safety of a primary or secondary cooling system in an accident is improved. .

【００１８】本発明の第８の目的は、第１又は第２の目
的に加えて、重水冷却材を用いた増殖型原子炉の炉心圧
力容器の径を低減した原子炉を提供することである。An eighth object of the present invention, in addition to the first or second object, is to provide a reactor in which the diameter of a core pressure vessel of a breeder reactor using heavy water coolant is reduced. .

【００１９】[0019]

【課題を解決するための手段】本発明における前記第１
の目的の達成手段は、冷却材に液相重水を用い、酸化物
燃料を用い、炉心軸方向中央部の冷却材の燃料に対する
体積比を０.５ 以上１.０ 以下とし、炉心高さを１ｍ以
下とすること、あるいは、金属燃料ないしは窒化物燃料
を用い、炉心軸方向中央部の冷却材の燃料に対する体積
比Ｖｃ／Ｖｆを０.５以上１.７以下とし、炉心高さを１
ｍ以下とすることによって達成される。Means for Solving the Problems The first aspect of the present invention.
Means of achieving the object is to use liquid-phase heavy water as a coolant, use an oxide fuel, set the volume ratio of the coolant to the fuel in the central portion in the axial direction of the core to 0.5 or more and 1.0 or less, and set the 1 m or less, or using a metal fuel or a nitride fuel, the volume ratio Vc / Vf of the coolant in the central portion in the axial direction of the core to the fuel is set to 0.5 or more and 1.7 or less, and the core height is set to 1 or less.
m or less.

【００２０】本発明の第２の目的の達成手段は、前記第
１の目的の達成手段と共に、冷却材に沸騰重水を用いる
ことによって達成される。The means for achieving the second object of the present invention, together with the means for achieving the first object, is achieved by using boiling heavy water as a coolant.

【００２１】本発明の第３の目的の達成手段は、第１ま
たは第２の目的の達成手段と共に、密封型減速材棒を燃
料棒の体積の１０から２０％の範囲で設置することよっ
て達成される。The means for achieving the third object of the present invention, together with the means for achieving the first or second object, is achieved by installing the sealed moderator rod in the range of 10 to 20% of the fuel rod volume. Is done.

【００２２】本発明の第４の目的の達成手段は、第３の
目的の達成手段と共に、密封型減速材棒として重水を密
封した棒あるいは軽水を密封した棒、あるいは金属水素
化物を密封した棒とすることによって達成される。According to a fourth aspect of the present invention, there is provided a moderator according to the third aspect, wherein the sealed moderator rod is a rod sealed with heavy water or light water, or a rod sealed with metal hydride. Is achieved by:

【００２３】本発明の第５の目的の達成手段は、第１又
は第２の目的の達成手段と共に、炉心軸方向の上部で
は、冷却材の燃料に対する体積比を炉心軸方向中央部よ
りも大きくすることによって達成される。According to a fifth aspect of the present invention, together with the first or the second aspect, the volume ratio of the coolant to the fuel in the upper part in the core axial direction is larger than that in the central part in the core axial direction. Is achieved by doing

【００２４】本発明の第６の目的の達成手段は、第５の
目的の達成手段と共に、燃料棒の一部を短尺燃料棒と
し、短尺燃料棒の上部には端栓を介して冷却材貫通型の
重水棒を結合することによって達成される。According to a sixth aspect of the present invention, together with the fifth aspect, a part of the fuel rod is formed into a short fuel rod, and a coolant penetrates above the short fuel rod through an end plug. Achieved by combining a heavy water rod in a mold.

【００２５】本発明の第７の目的の達成手段は、第１又
は第２の目的の達成手段と共に、原子炉は１次系，２次
系の独立した冷却系を有するものとし、２次冷却系の冷
却材として、ほう酸含有の軽水を用いることによって達
成される。The means for achieving the seventh object of the present invention is that, together with the means for achieving the first or second object, the reactor has an independent cooling system of a primary system and a secondary system. This is achieved by using boric acid-containing light water as the coolant of the system.

【００２６】本発明の第８の目的の達成手段は、第１又
は第２の目的の達成手段と共に、炉心周辺の反射体部を
重水冷却材と分離し、ほう酸含有の軽水を用いることに
よって達成される。The means for achieving the eighth object of the present invention, together with the means for achieving the first or second object, is achieved by separating the reflector portion around the reactor core from heavy water coolant and using light water containing boric acid. Is done.

【００２７】[0027]

【発明の実施の形態】重水は、熱中性子吸収断面積が軽
水の６００分の１で極めて小さい。また、重水の中性子
減速能力は軽水の約８分の１である。このため減速材及
び冷却材に重水を用いると燃料以外への中性子吸収が小
さい中性子有効利用型の熱中性子炉ができる。しかし、
熱中性子炉である限り、非核***性のウラン元素に中性
子を吸収させる反応が少なく、プルトニウムに転換する
増殖性能を持たせることが難しい。そこで、本発明で
は、重水素を減速材として用いるのではなく、冷却材と
して用い、炉心の冷却材としての重水の体積を燃料に対
して、従来の重水熱中性子炉及び重水高転換炉よりも小
さくすることにより増殖性能を持たせる原子炉を実現で
きる。更に本発明では燃料に対する冷却材体積比を燃料
物質別に対応させ、明確化した。DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS Heavy water has a very small thermal neutron absorption cross section of 1/600 of light water. The neutron moderating capacity of heavy water is about one-eighth of light water. Therefore, when heavy water is used as the moderator and the coolant, a neutron effective utilization type thermal neutron reactor having a small neutron absorption other than fuel can be obtained. But,
As long as it is a thermal neutron reactor, there is little reaction to absorb neutrons into non-fissionable uranium element, and it is difficult to have breeding performance to convert to plutonium. Therefore, in the present invention, deuterium is not used as a moderator, but is used as a coolant, and the volume of heavy water as a coolant in the core is used as a fuel, compared to the conventional heavy water thermal neutron reactor and heavy water high conversion reactor. By reducing the size, a nuclear reactor having breeding performance can be realized. Further, in the present invention, the volume ratio of the coolant to the fuel is defined according to the fuel substance.

【００２８】ただし、この冷却材対燃料の体積比Ｖｃ／
Ｖｆを小さくしていくと燃料棒間のギャップを狭くする
必要が生じるため、これを０.５ 以上とすることにより
製作が比較的容易な燃料及び炉心とした。また、重水を
冷却材として用いる場合、冷却材対燃料の体積比を小さ
くしていくと、重水沸騰時に正の反応度が投入される傾
向を示すため、炉心高さを１ｍ以下とすることにより、
重水沸騰時に炉心軸方向への中性子漏洩を増大させ、負
の反応度を投入でき炉心の安全性を向上できる。However, the volume ratio of the coolant to the fuel Vc /
As Vf becomes smaller, it becomes necessary to make the gap between fuel rods narrower. Therefore, by setting this to 0.5 or more, a fuel and a core which are relatively easy to manufacture are obtained. Also, when heavy water is used as a coolant, if the volume ratio of coolant to fuel is reduced, a positive reactivity tends to be injected at the time of heavy water boiling, so that the core height is set to 1 m or less. ,
Neutron leakage in the axial direction of the core at the time of heavy water boiling can be increased, a negative reactivity can be injected, and the safety of the core can be improved.

【００２９】また、重水冷却材を用いた場合は、冷却材
ボイド反応度はボイド率と共に直線で増大するのではな
く、ボイド率が８０％以上で急に大きくなる傾向がある
ことを確認した。従って、密封型減速材棒を燃料棒の体
積の１０から２０％の範囲で設置することにより、冷却
材ボイド反応度を低減でき、通常運転時の反応度制御
性，事故時の安全性を向上することができる。重水を密
封した棒、あるいは軽水を密封した棒、あるいは金属水
素化物を密封した棒とすることで密封型減速材棒を形成
できる。Further, it was confirmed that when heavy water coolant was used, the coolant void reactivity did not increase linearly with the void ratio, but tended to suddenly increase when the void ratio was 80% or more. Therefore, by installing the sealed moderator rod within the range of 10 to 20% of the fuel rod volume, the coolant void reactivity can be reduced, and the reactivity controllability during normal operation and the safety in the event of an accident are improved. can do. A sealed moderator rod can be formed by using a rod sealed with heavy water, a rod sealed with light water, or a rod sealed with metal hydride.

【００３０】また、炉心軸方向の上部では、冷却材密度
係数は負であり、重水冷却の場合、運転中に出力を増大
させる場合、先に冷却材密度が低下することより、炉心
軸方向上部の冷却材対燃料の体積比を軸方向中央よりも
大きくすることにより、実効的な冷却材密度係数を低減
できるため、運転中の反応度制御性を向上できると共
に、事故時の安全性を向上できる。軸方向全てで冷却材
対燃料の体積比を大きくしないのは増殖性に悪影響する
ためである。燃料棒の一部を短尺燃料棒とし、短尺燃料
棒の上部には端栓を介して冷却材貫通型の重水棒を結合
すること軸方向上部のみの冷却材対燃料の体積比を大き
くすることができる。Further, in the upper part in the core axial direction, the coolant density coefficient is negative, and in the case of heavy water cooling, when the output is increased during operation, the coolant density decreases first, so that By increasing the coolant-to-fuel volume ratio from the center in the axial direction, the effective coolant density coefficient can be reduced, improving reactivity controllability during operation and improving safety in the event of an accident. it can. The reason why the volume ratio of the coolant to the fuel is not increased in all the axial directions is that the growth rate is adversely affected. A part of the fuel rod is a short fuel rod, and a heavy water rod that penetrates the coolant is connected to the upper part of the short fuel rod via an end plug. Can be.

【００３１】また、原子炉は１次系，２次系の独立した
冷却系を有するものとし、２次冷却系の冷却材として、
軽水あるいはほう酸含有の軽水を用いることにより、１
次系で生成されるトリチウムをタービン系から遮断でき
る。また、万一、１次系と２次系の冷却水が混合するよ
うな事故が生じて、炉心に軽水が混入し、軽水の減速効
果で熱中性子が生成されても、ほう酸の中性子吸収効果
により、未臨界を保持できる。The reactor has independent cooling systems of a primary system and a secondary system, and as a coolant for the secondary cooling system,
By using light water or light water containing boric acid,
Tritium generated in the secondary system can be cut off from the turbine system. Also, in the unlikely event that the primary and secondary cooling waters are mixed and light water is mixed into the reactor core and thermal neutrons are generated due to the light water deceleration effect, the neutron absorption effect of boric acid Thereby, the subcriticality can be maintained.

【００３２】また、炉心周辺の反射体部を重水冷却材と
分離し、ほう酸含有の軽水を用いることにより、減速効
果の大きい軽水により重水よりも効率良く高速中性子を
遮蔽できるため炉心径方向，軸方向の高速中性子遮蔽厚
さを低減でき、炉心容器直径，高さを低減できる。Further, by separating the reflector portion around the reactor core from heavy water coolant and using light water containing boric acid, high-speed neutrons can be shielded more efficiently than heavy water by light water having a large deceleration effect. The neutron shielding thickness in the direction can be reduced, and the diameter and height of the core vessel can be reduced.

【００３３】以上の発明の内容を具体的に実現するため
の重水冷却型原子炉の実施例は以下の通りである。An embodiment of a heavy water cooled reactor for specifically realizing the above-mentioned contents of the present invention is as follows.

【００３４】図８は、本発明の一実施例を示す原子炉シ
ステム全体図である。原子炉システムは炉心を内蔵する
原子炉圧力容器１５，重水を冷却材として用いる１次冷
却系１４，蒸気発生器１６，１次冷却材ポンプ１７が原
子炉格納容器２３に収容されている。また蒸気発生器１
６で発生させた２次冷却系２４の沸騰軽水はタービン２
１に導かれ発電機２２を駆動させる。タービンを通過し
た２次冷却材は復水器１８で液相に戻され復水ポンプ１
９，給水ポンプ２０により蒸気発生器１６に戻されるル
ープ構成となっている。FIG. 8 is an overall view of a nuclear reactor system showing one embodiment of the present invention. In the reactor system, a reactor pressure vessel 15 having a built-in core, a primary cooling system 14 using heavy water as a coolant, a steam generator 16, and a primary coolant pump 17 are accommodated in a reactor containment vessel 23. Steam generator 1
The boiling light water of the secondary cooling system 24 generated in
1 to drive the generator 22. The secondary coolant that has passed through the turbine is returned to the liquid phase by the condenser 18 and is returned to the condensate pump 1.
9. A loop configuration in which the feed water pump 20 returns the steam to the steam generator 16.

【００３５】次に図９により、本発明の一実施例の炉心
配置を示す。炉心は中心に複数の炉心燃料集合体２５を
配置し、その周囲に中性子遮蔽のための径方向遮蔽体２
６を配置する構成としている。Next, FIG. 9 shows a core arrangement according to an embodiment of the present invention. In the core, a plurality of core fuel assemblies 25 are arranged at the center, and a radial shield 2 for neutron shielding is arranged around the core fuel assemblies 25.
6 are arranged.

【００３６】図１は、本発明の一実施例を示す炉心燃料
集合体断面図である。炉心燃料集合体は多数の燃料ピン
１をチャンネルボックス３に収納しており、燃料ピン１
の中には、炉心燃料ペレット２とその上下にブランケッ
ト燃料ペレット４を収納している。燃料ピンの下部には
ガスプレナム５が配置され、燃料ピンの上下は上部端栓
６と下部端栓７で密封された構造となっている。炉心燃
料ペレットの高さは１ｍであり、ブランケット燃料ペレ
ットの高さを炉心の上下のそれぞれ０.３ｍ の高さで設
置している。また、燃料集合体の上部，下部には中性子
を遮蔽するための上部遮蔽体８，下部遮蔽体９を設置し
ている。炉心燃料集合体では、それぞれの燃料ピン１か
らは核***による熱が発生し、その熱を集合体下部から
流入する重水２７で冷却し、燃料上部に流出する構造と
なっている。FIG. 1 is a sectional view of a core fuel assembly showing one embodiment of the present invention. The core fuel assembly has a large number of fuel pins 1 housed in a channel box 3.
Contains a core fuel pellet 2 and blanket fuel pellets 4 above and below it. A gas plenum 5 is disposed below the fuel pin, and the upper and lower sides of the fuel pin are sealed by an upper end plug 6 and a lower end plug 7. The height of the core fuel pellets is 1 m, and the height of the blanket fuel pellets is 0.3 m above and below the core. An upper shield 8 and a lower shield 9 for shielding neutrons are provided above and below the fuel assembly. The core fuel assembly has a structure in which heat due to nuclear fission is generated from each fuel pin 1, and the heat is cooled by heavy water 27 flowing from the lower part of the assembly and discharged to the upper part of the fuel.

【００３７】図２は、図１の炉心燃料集合体の一部の径
方向断面図（Ｖｃ／Ｖｆ＝約１）である。FIG. 2 is a radial sectional view (Vc / Vf = about 1) of a part of the core fuel assembly of FIG.

【００３８】従来の軽水炉と同様な正方格子配列を用い
るが、燃料ピン１の直径を約１１mm、ピンピッチを約１
２.５mm、ピン間ギャップを約１.５mmとしている。燃料
ピン１の内部には被覆管に収納された燃料ペレット２が
配置されている。また冷却材に重水を使用し、炉心燃料
ペレット２の物質として酸化物を使用している。図２は
燃料集合体断面の一部であり、集合体は１２×１２列の
燃料ピンで構成され、燃料ピンはグリッド型スペーサで
保持される。なお、従来の軽水炉の燃料のＶｃ／Ｖｆ
は、Ｖｃに燃料集合体間の冷却材も平均に薄めるものと
し、沸騰水型軽水炉，加圧水型軽水炉共に約２よりも大
きい。A square lattice arrangement similar to that of a conventional light water reactor is used, except that the diameter of the fuel pin 1 is about 11 mm and the pin pitch is about 1 mm.
2.5 mm and the gap between pins is about 1.5 mm. A fuel pellet 2 housed in a cladding tube is disposed inside the fuel pin 1. In addition, heavy water is used as a coolant, and an oxide is used as a material of the core fuel pellet 2. FIG. 2 shows a part of the cross section of the fuel assembly. The assembly is composed of 12 × 12 rows of fuel pins, and the fuel pins are held by grid type spacers. In addition, Vc / Vf of the fuel of the conventional light water reactor
Is such that the coolant between the fuel assemblies is also reduced to Vc on average, and the boiling water reactor and the pressurized water reactor are both larger than about 2.

【００３９】図２では従来軽水炉に比較し冷却材面積を
減少させているが、燃料ピン間ギャップは約１.５mm を
確保しており、グリッドスペーサの製作が可能である。
また、燃料集合体は加圧水型軽水炉と同様にチャンネル
ボックスを設けない場合と沸騰軽水炉と同様にチャンネ
ルボックスを設ける場合の両方が考えられる。制御棒チ
ャンネルは常にチャンネルボックスを設置する。通常運
転中の出力制御用の制御棒の材質としてはＢ４Ｃ中性子
吸収体を用いる。燃焼反応度補償用の制御棒の材質とし
ては減損ウラン，劣化ウランを用いる。In FIG. 2, although the coolant area is reduced as compared with the conventional light water reactor, the gap between the fuel pins is about 1.5 mm, and the grid spacer can be manufactured.
Further, both the case where a channel box is not provided in the fuel assembly as in the pressurized water reactor and the case where a channel box is provided in the same manner as the boiling water reactor can be considered. The control rod channel always has a channel box installed. A B4C neutron absorber is used as the material of the control rod for output control during normal operation. Depleted uranium and depleted uranium are used as the material of the control rod for combustion reactivity compensation.

【００４０】図１，図２では、燃料ピンの配列を正方格
子状としているが、他の例としてはＶｃ／Ｖｆを０.５
程度に小さくする場合は、燃料ピンの配列を三角配列と
し、集合体を六角断面とすることで構成が可能である。In FIGS. 1 and 2, the fuel pins are arranged in a square lattice, but as another example, Vc / Vf is set to 0.5.
In the case where the fuel pins are made as small as possible, the fuel pins may be arranged in a triangular arrangement and the assembly may be formed in a hexagonal cross section.

【００４１】図３は、本発明の重水冷却材炉心の増殖性
能の範囲を示すＶｃ／Ｖｆと増殖比の関係を示してい
る。図３は１ｍ高さの炉心とその軸方向に０.４ｍ のブ
ランケット部を設置した体系で、炉心とブランケットの
合計の増殖比を示した図である。図の実線が酸化物燃料
の場合であり、点線が金属燃料あるいは窒化物燃料の場
合の特性である。また太い線は冷却材を液相重水とした
場合で、細い線は炉心平均ボイド率を４０％とした場合
の沸騰重水を冷却材とした場合の関係である。FIG. 3 shows the relationship between the breeding ratio and Vc / Vf indicating the range of the breeding performance of the heavy water coolant core of the present invention. FIG. 3 is a diagram showing a system in which a core of 1 m height and a blanket portion of 0.4 m in the axial direction are installed, and shows a total breeding ratio of the core and the blanket. The solid line in the figure indicates the case of the oxide fuel, and the dotted line indicates the characteristics of the case of the metal fuel or the nitride fuel. The thick line shows the relationship when the coolant is liquid-phase heavy water, and the thin line shows the relationship when boiling heavy water is used as the coolant when the average core void ratio is 40%.

【００４２】図より、重水を冷却材に用いる場合、増殖
比を１以上にできるのは、液相重水では、酸化物燃料の
場合Ｖｃ／Ｖｆを１以下とした場合、金属燃料あるいは
窒化物燃料の場合Ｖｃ／Ｖｆを１.７ 以下とした場合で
ある。また、４０％の沸騰重水では、酸化物燃料の場合
Ｖｃ／Ｖｆを１.５ 以下とした場合、金属燃料あるいは
窒化物燃料の場合Ｖｃ／Ｖｆを２.０ 以下とした場合で
ある。本発明で請求範囲をＶｃ／Ｖｆで０.５ 以上とし
たのは、燃料束，燃料集合体間の冷却材を含めて燃料を
比較的容易に形成できるのはＶｃ／Ｖｆが０.５ 程度以
上の場合となることによる。As can be seen from the figure, when heavy water is used as the coolant, the breeding ratio can be made 1 or more. In the case of liquid-phase heavy water, when Vc / Vf is 1 or less in the case of an oxide fuel, the metal fuel or the nitride fuel In this case, Vc / Vf is set to 1.7 or less. In the case of 40% boiling heavy water, Vc / Vf is 1.5 or less for oxide fuel, and Vc / Vf is 2.0 or less for metal fuel or nitride fuel. In the present invention, the reason why the claim is set to 0.5 or more in terms of Vc / Vf is that the fuel including the coolant between the fuel bundle and the fuel assembly can be formed relatively easily only when Vc / Vf is about 0.5. This is due to the above case.

【００４３】図４は、図１，図２の本発明の実施例の炉
心において燃料に酸化物を用い、Ｖｃ／Ｖｆを約１.０
とし、炉心取出燃焼度を５万ＭＷｄ／ｔとした場合の重
水冷却材炉心の炉心高さとボイド反応度の関係を整理し
た結果である。原子炉の制御，運転のし易さからは、冷
却材ボイド反応度は負かゼロ近傍にすることが望まし
い。図４より酸化物燃料を用い、Ｖｃ／Ｖｆを約１.０
とした場合では、炉心高さを１ｍ以下にすることにより
ボイド反応度を負にすることができ、安全性を向上させ
ることができることがわかる。FIG. 4 shows the core of the embodiment of the present invention shown in FIGS. 1 and 2 in which oxide is used as fuel and Vc / Vf is about 1.0.
It is a result of organizing the relationship between the core height of the heavy water coolant core and the void reactivity when the core removal burnup is 50,000 MWd / t. From the viewpoint of easy control and operation of the reactor, it is desirable that the coolant void reactivity be negative or close to zero. FIG. 4 shows that Vc / Vf is about 1.0 using oxide fuel.
When the core height is set to 1 m or less, the void reactivity can be made negative and the safety can be improved.

【００４４】以上、本発明の代表的実施例を説明した。The representative embodiment of the present invention has been described.

【００４５】以下では、安全性を向上させる実施例とし
て、冷却材ボイド反応度を低減する場合、冷却材密度係
数を低減する場合の実施例について説明する。In the following, as an embodiment for improving safety, an embodiment in which the coolant void reactivity is reduced and the coolant density coefficient is reduced will be described.

【００４６】酸化物燃料を用い、炉心取出燃焼度前記実
施例の５万ＭＷｄ／ｔよりも増大させる場合あるいは金
属燃料，窒化物燃料を用いた場合は、中性子スペクトル
が硬くなり、冷却材ボイド反応度，冷却材密度係数はよ
り正側に移行することが知られている。すなわち、酸化
物燃料でより燃焼度を高める場合あるいは金属燃料，窒
化物燃料を用いた場合は、冷却材密度の変化に起因する
反応度をゼロ近傍あるいは負にするためには図１，図２
の炉心に対して更に何らかの工夫が望ましい。炉心高さ
を１ｍよりも更に低減させることも考えられるが、燃料
温度を上げないために燃料の線出力を保つためには、炉
心高さを低減すると、炉心径が著しく増大する欠点を伴
う。そこで下記では、炉心高さを変えない他の工夫で冷
却材ボイド反応度，冷却材密度係数を低減する実施例に
ついて説明する。When the burn-out of the core is increased from 50,000 MWd / t in the above embodiment or when the metal fuel or the nitride fuel is used, the neutron spectrum becomes hard, and the coolant void reaction occurs. It is known that the coolant density coefficient shifts to the more positive side. That is, when the burnup is further increased with an oxide fuel, or when a metal fuel or a nitride fuel is used, the reactivity caused by the change in the coolant density is set to be close to zero or negative, as shown in FIGS.
Some further ingenuity is desirable for the core. Although it is conceivable to further reduce the core height from 1 m, in order to keep the fuel linear output without increasing the fuel temperature, reducing the core height is accompanied by the disadvantage that the core diameter is significantly increased. Therefore, in the following, an embodiment will be described in which the coolant void reactivity and the coolant density coefficient are reduced by other measures without changing the core height.

【００４７】図５は、本発明の冷却材ボイド反応度を低
減させた燃料集合体の縦断面図である。図５の燃料は特
徴として、密封型減速材棒１２を配置している。密封型
減速材棒１２は燃料棒の１０から２０％程度配置する。
内部には密封減速材１３を収納する。密封減速材１３と
しては軽水あるいは重水がある。また密封減速材１３と
してジルコニウムハイドライド等の水素含有金属を用い
ることも可能である。冷却材ボイド反応度は冷却材対燃
料体積比を小さくしたり、燃焼度を増大させると正側に
増大する傾向にあり、低減の工夫が安全性向上のために
重要である。FIG. 5 is a longitudinal sectional view of a fuel assembly having a reduced coolant void reactivity according to the present invention. The fuel of FIG. 5 features a sealed moderator rod 12 as a feature. The sealed moderator rods 12 are arranged about 10 to 20% of the fuel rods.
A sealing moderator 13 is housed inside. The sealing moderator 13 includes light water or heavy water. It is also possible to use a hydrogen-containing metal such as zirconium hydride as the sealing moderator 13. The coolant void reactivity tends to increase toward the positive side when the coolant-to-fuel volume ratio is reduced or the burnup is increased, and a device for reducing the reactivity is important for improving safety.

【００４８】図６に冷却材ボイド率と冷却材ボイド反応
度の代表的関係を示す。図６は酸化物燃料を用い、冷却
材に重水を使用し、冷却材対燃料体積比を約１.０ と
し、燃焼度を図４の場合よりも増大させた炉心の解析結
果である。図６に示すようにボイド率とボイド反応度の
関係は比例ではなく、ボイド率が増大するにつれてその
増大率が大きくなる。特にボイド率８０％以上では特に
ボイド反応度の増大率が大きくなる。従って、図５の燃
料のように重水冷却材に対して、重水を含有した密封型
減速材棒１２を２０％配置すれば、ボイド反応度は実効
的に８０％以上にならないためボイド反応度を大きく低
減できる。FIG. 6 shows a typical relationship between the coolant void ratio and the coolant void reactivity. FIG. 6 shows an analysis result of a core using oxide fuel, using heavy water as a coolant, setting the coolant to fuel volume ratio to about 1.0, and increasing the burnup as compared with the case of FIG. As shown in FIG. 6, the relationship between the void fraction and the void reactivity is not proportional, and the rate of increase increases as the void fraction increases. In particular, when the void ratio is 80% or more, the rate of increase in the void reactivity becomes particularly large. Therefore, if 20% of the sealed moderator rod 12 containing heavy water is disposed with respect to the heavy water coolant as in the fuel of FIG. 5, the void reactivity is not effectively increased to 80% or more. It can be greatly reduced.

【００４９】また、軽水を含有した密封型減速材棒１２
を１０％程度配置すれば、軽水の減速効果は重水よりも
大きいため、実効的にボイド反応度は重水ボイド８０％
以下のボイド反応度に抑制できる。The sealed moderator rod 12 containing light water
10%, the deceleration effect of light water is greater than heavy water, so the void reactivity is effectively 80% of heavy water voids.
The following void reactivity can be suppressed.

【００５０】図７は、本発明の冷却材密度係数を低減さ
せた燃料集合体の縦断面図である。燃料集合体は多数の
燃料ピン１をチャンネルボックス３に収納しており、燃
料ピン１の中には、炉心燃料ペレット２とその上下にブ
ランケット燃料ペレット４を収納している。燃料ピンの
下部にはガスプレナム５が配置され、燃料ピンの上下は
上部端栓６と下部端栓７で密封された構造となってい
る。本発明の実施例燃料の特徴として、一部の燃料ピン
は中間端栓１１を有しており、その中間端栓の上部には
重水冷却材を連通させる管を配置している。中間端栓の
上部の管は連通孔を設けて、外部を流れる重水冷却材が
内部を通過することが可能である。また、内部に重水あ
るいは軽水を入れ密封する場合も可能である。本実施例
の効果は、炉心平均の冷却材密度係数が正側となった場
合でも、炉心上部の負の冷却材密度係数部分が先に冷却
材密度が低下するため、通常運転中は冷却材密度係数を
負にできるため、運転制御が容易になることにある。FIG. 7 is a longitudinal sectional view of a fuel assembly having a reduced coolant density coefficient according to the present invention. In the fuel assembly, a large number of fuel pins 1 are stored in a channel box 3, and a core fuel pellet 2 and blanket fuel pellets 4 above and below the core fuel pellet 2 are stored in the fuel pin 1. A gas plenum 5 is disposed below the fuel pin, and the upper and lower sides of the fuel pin are sealed by an upper end plug 6 and a lower end plug 7. As a characteristic of the fuel according to the embodiment of the present invention, some fuel pins have an intermediate end plug 11, and a pipe for communicating heavy water coolant is arranged above the intermediate end plug. The upper pipe of the intermediate end plug is provided with a communication hole so that heavy water coolant flowing outside can pass through the inside. It is also possible to put heavy water or light water in the inside and seal it. The effect of the present embodiment is that even when the core average coolant density coefficient is on the positive side, the coolant density is reduced first in the negative coolant density coefficient portion at the upper part of the core, so that the coolant is reduced during normal operation. Since the density coefficient can be made negative, operation control becomes easy.

【００５１】図８は、本発明の一実施例を示す２次冷却
系の冷却材として、ほう酸含有の軽水を用いたシステム
構成図である。２次冷却系の冷却材として、ほう酸含有
の軽水を用いることによって、事故時に、万一２次冷却
系の冷却材が１次冷却材に混入した場合でも、炉心に負
の反応度を投入することができ、安全性が向上する。図
９は、本発明の一実施例を示す径方向遮蔽体を有する炉
心配置図である。FIG. 8 is a system configuration diagram showing an embodiment of the present invention in which boric acid-containing light water is used as a coolant for a secondary cooling system. By using boric acid-containing light water as the coolant for the secondary cooling system, a negative reactivity is injected into the core even if the coolant for the secondary cooling system is mixed with the primary coolant in the event of an accident. Can improve safety. FIG. 9 is a core layout diagram having a radial shield showing one embodiment of the present invention.

【００５２】炉心周辺の遮蔽体部として、径方向遮蔽集
合体２６を炉心燃料集合体２５の外周部に配置する。径
方向遮蔽集合体２６内には多数のほう酸含有の軽水減速
材棒を金属管に収納し配置した例である。この結果、炉
心径方向の遮蔽厚さを低減できるため、圧力容器の径を
低減できる。また、ほう酸をあらかじめ軽水減速材に含
有させることにより、遮蔽効果を高めるとともに、万
一、軽水減速材が重水冷却材に混入したとしても、炉心
に負の反応度を与えるため、安全性も向上できる。As the shield around the core, a radial shield assembly 26 is arranged on the outer periphery of the core fuel assembly 25. This is an example in which a number of boric acid-containing light water moderator rods are housed and arranged in a metal tube in the radial shielding assembly 26. As a result, the shielding thickness in the core radial direction can be reduced, so that the diameter of the pressure vessel can be reduced. In addition, by adding boric acid to the light water moderator in advance, the shielding effect is improved, and even if the light water moderator is mixed into the heavy water coolant, the reactor will have a negative reactivity and the safety will be improved. it can.

【００５３】[0053]

【発明の効果】請求項１の発明によれば、重水冷却材を
用いた原子炉で、燃料増殖型の原子炉を提供すると共
に、その炉の安全性を向上させることが出来る。According to the first aspect of the present invention, it is possible to provide a fuel breeder type nuclear reactor using heavy water coolant and to improve the safety of the reactor.

【００５４】請求項２の発明によれば、請求項１の発明
による原子炉よりも、更に燃料増殖性を向上させた原子
炉を提供することが出来る。According to the second aspect of the present invention, it is possible to provide a nuclear reactor in which fuel breedability is further improved as compared with the nuclear reactor according to the first aspect of the present invention.

【００５５】請求項３の発明によれば、請求項１又は請
求項２の発明による効果に加えて、冷却材の沸騰に対す
る安全性を向上させた原子炉を提供することが出来る。According to the third aspect of the invention, in addition to the effects of the first or second aspect of the invention, it is possible to provide a nuclear reactor with improved safety against boiling of the coolant.

【００５６】請求項４の発明によれば、請求項３の発明
による効果に加えて、冷却材の沸騰時のボイド反応度を
低減させた原子炉を提供することが出来る。According to the invention of claim 4, in addition to the effect of the invention of claim 3, it is possible to provide a nuclear reactor in which the void reactivity at the time of boiling of the coolant is reduced.

【００５７】請求項５の発明によれば、請求項１又は請
求項２の発明による効果に加えて、冷却材の密度変化時
の反応度変化を抑制し、安全性を向上させた原子炉を提
供することが出来る。According to the fifth aspect of the present invention, in addition to the effects of the first or second aspect of the present invention, there is provided a nuclear reactor having improved safety by suppressing a change in reactivity when the density of the coolant changes. Can be provided.

【００５８】請求項６の発明によれば、請求項５の発明
による効果を短尺燃料棒を用いて達成することが出来
る。According to the sixth aspect of the invention, the effect of the fifth aspect of the invention can be achieved by using a short fuel rod.

【００５９】請求項７の発明によれば、請求項１又は請
求項２の発明による効果に加えて、原子炉の１次系，２
次系の冷却系の事故における安全性を向上させた原子炉
を提供することが出来る。According to the seventh aspect of the present invention, in addition to the effects of the first or second aspect, the primary system of the nuclear reactor,
It is possible to provide a nuclear reactor with improved safety in a secondary cooling system accident.

【００６０】請求項８の発明によれば、請求項１又は請
求項２の発明による効果に加えて、炉心周辺の遮蔽体部
を重水冷却材と分離し、ほう酸含有の軽水を用いること
によって、遮蔽効果を重水を用いた場合よりも向上で
き、遮蔽厚さを低減できるため、圧力容器の寸法を削減
でき、重水冷却材を用いた増殖型原子炉の炉心圧力容器
の径を低減することが出来る。According to the eighth aspect of the present invention, in addition to the effect of the first or second aspect of the present invention, the shield around the core is separated from the heavy water coolant, and light water containing boric acid is used. The shielding effect can be improved compared to the case of using heavy water, and the shielding thickness can be reduced, so that the size of the pressure vessel can be reduced and the diameter of the core pressure vessel of the breeder reactor using heavy water coolant can be reduced. I can do it.

【図面の簡単な説明】[Brief description of the drawings]

【図１】本発明の一実施例を示す燃料集合体断面図であ
る。FIG. 1 is a sectional view of a fuel assembly showing one embodiment of the present invention.

【図２】本発明の一実施例を示す燃料格子図である。FIG. 2 is a fuel grid diagram showing one embodiment of the present invention.

【図３】重水冷却材対燃料体積比と増殖比の関係図であ
る。FIG. 3 is a diagram showing a relationship between a heavy water coolant / fuel volume ratio and a breeding ratio.

【図４】本発明の一実施例の炉心高さと冷却材ボイド反
応度の関係図である。FIG. 4 is a diagram showing a relationship between a core height and a coolant void reactivity according to one embodiment of the present invention.

【図５】本発明の一実施例を示す燃料集合体断面図であ
る。FIG. 5 is a sectional view of a fuel assembly showing one embodiment of the present invention.

【図６】本発明の一実施例の冷却材ボイド率と冷却材ボ
イド反応度の関係図である。FIG. 6 is a diagram showing a relationship between a coolant void ratio and a coolant void reactivity according to one embodiment of the present invention.

【図７】本発明の他の実施例を示す燃料集合体断面図で
ある。FIG. 7 is a sectional view of a fuel assembly showing another embodiment of the present invention.

【図８】本発明の一実施例を示す２次冷却系にほう酸含
有の軽水を用いたシステム構成図である。FIG. 8 is a system configuration diagram showing an embodiment of the present invention using light water containing boric acid for a secondary cooling system.

【図９】本発明の一実施例を示す遮蔽体を有する炉心配
置図である。FIG. 9 is a core layout diagram having a shield showing one embodiment of the present invention.

【符号の説明】[Explanation of symbols]

１…燃料ピン、２…炉心燃料ペレット、３…チャンネル
ボックス、４…ブランケット燃料ペレット、５…ガスプ
レナム、６…上部端栓、７…下部端栓、８…上部遮蔽
体、９…下部遮蔽体、１０…重水冷却材連通管、１１…
中間端栓、１２…密封型減速材棒、１３…密封減速材、
１４…１次冷却系、１５…原子炉圧力容器、１６…蒸気
発生器、１７…次冷却材ポンプ、１８…復水器、１９…
復水ポンプ、２０…給水ポンプ、２１…タービン、２２
…発電機、２３…原子炉格納容器、２４…２次冷却系、
２５…炉心燃料集合体、２６…径方向遮蔽集合体、２７
…重水。DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Fuel pin, 2 ... Core fuel pellet, 3 ... Channel box, 4 ... Blanket fuel pellet, 5 ... Gas plenum, 6 ... Upper end plug, 7 ... Lower end plug, 8 ... Upper shield, 9 ... Lower shield, 10 ... heavy water coolant communication pipe, 11 ...
Middle end plug, 12: sealed moderator rod, 13: sealed moderator,
14: Primary cooling system, 15: Reactor pressure vessel, 16: Steam generator, 17: Secondary coolant pump, 18: Condenser, 19 ...
Condenser pump, 20: feed water pump, 21: turbine, 22
... generator, 23 ... reactor containment vessel, 24 ... secondary cooling system,
25: core fuel assembly, 26: radial shielding assembly, 27
…heavy water.

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 後藤 幸徳 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 山舘 恵 茨城県日立市幸町三丁目２番１号 日立エ ンジニアリング株式会社内 (72)発明者 横見 迪郎 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 ──────────────────────────────────────────────────の Continuing on the front page (72) Inventor, Yukinori Goto 3-1-1, Sachimachi, Hitachi, Ibaraki Prefecture Inside the Hitachi Works, Hitachi, Ltd. (72) Megumi Yamadate 3-chome, Sachimachi, Hitachi, Ibaraki No. 2 Hitachi Engineering Co., Ltd. (72) Inventor Michio Yokomi 3-1-1 Sachimachi, Hitachi City, Ibaraki Pref. Hitachi, Ltd. Hitachi Plant

Claims (8)

【特許請求の範囲】[Claims] 【請求項１】冷却材に液相重水を用い、多数本の燃料ピ
ンを束ねた燃料集合体形式の燃料を用いる原子炉におい
て、酸化物燃料を用い、炉心軸方向中央部の冷却材の燃
料に対する体積比を０.５以上１.０以下とし、ブランケ
ットを含まない炉心燃料ペレットの上下方向の領域長さ
を意味する炉心高さを１ｍ以下とすること、あるいは、
金属燃料ないしは窒化物燃料を用い、炉心軸方向中央部
の冷却材の燃料に対する体積比を０.５以上１.７以下と
し、ブランケットを含まない炉心燃料ペレットの上下方
向の領域長さを意味する炉心高さを１ｍ以下とすること
を特徴とする重水冷却型増殖炉。In a nuclear reactor using a fuel assembly type fuel in which a number of fuel pins are bundled using liquid phase heavy water as a coolant, an oxide fuel is used, and a fuel of a coolant in a central portion in a core axial direction is used. A core ratio of 0.5 to 1.0, and a core height meaning a vertical region length of a core fuel pellet not containing a blanket of 1 m or less, or
Using a metal fuel or a nitride fuel, the volume ratio of the coolant to the fuel in the central part in the axial direction of the core is set to 0.5 or more and 1.7 or less, and means the vertical region length of the core fuel pellet not including the blanket. A heavy water-cooled breeder reactor having a core height of 1 m or less. 【請求項２】冷却材に沸騰重水を用い、多数本の燃料ピ
ンを束ねた燃料集合体形式の燃料を用いる原子炉におい
て、酸化物燃料を用い、炉心軸方向中央部の冷却材の燃
料に対する体積比を０.５以上１.５以下とし、ブランケ
ットを含まない炉心燃料ペレットの上下方向の領域長さ
を意味する炉心高さを１ｍ以下とすること、あるいは、
金属燃料ないしは窒化物燃料を用い、炉心軸方向中央部
の冷却材の燃料に対する体積比を０.５以上２.０以下と
し、ブランケットを含まない炉心燃料ペレットの上下方
向の領域長さを意味する炉心高さを１ｍ以下とすること
を特徴とする重水冷却型増殖炉。2. A reactor using a fuel assembly type fuel in which a plurality of fuel pins are bundled using boiling heavy water as a coolant. A volume ratio of 0.5 or more and 1.5 or less, and a core height of 1 m or less, which means a vertical region length of a core fuel pellet not including a blanket, or
Using a metal fuel or a nitride fuel, the volume ratio of the coolant to the fuel in the central part in the axial direction of the core is set to 0.5 or more and 2.0 or less, and means the vertical region length of the core fuel pellet not including the blanket. A heavy water-cooled breeder reactor having a core height of 1 m or less. 【請求項３】請求項１又は請求項２において、密封型減
速材棒を燃料棒の体積の１０から２０％の範囲で設置す
ることを特徴とする重水冷却型増殖炉。3. The heavy water cooled breeder reactor according to claim 1, wherein the sealed moderator rod is provided in a range of 10 to 20% of the volume of the fuel rod. 【請求項４】請求項３において、密封型減速材棒として
重水を密封した棒あるいは軽水を密封した棒、あるいは
金属水素化物を密封した棒とすることを特徴とする重水
冷却型増殖炉。4. The heavy water cooled breeder reactor according to claim 3, wherein the sealed moderator rod is a rod sealed with heavy water, a rod sealed with light water, or a rod sealed with metal hydride. 【請求項５】請求項１又は請求項２において、炉心軸方
向の上部では、前記冷却材の燃料に対する体積比を炉心
軸方向中央部よりも大きくすることを特徴とする重水冷
却型増殖炉。5. The heavy water cooled breeder reactor according to claim 1, wherein a volume ratio of the coolant to the fuel in the upper part in the axial direction of the core is larger than that in a central part in the axial direction of the core. 【請求項６】請求項５において、炉心軸方向の上部で
は、冷却材の燃料に対する体積比を炉心軸方向中央部よ
りも大きくする手段として、燃料棒の一部を短尺燃料棒
とし、短尺燃料棒の上部には端栓を介して冷却材貫通型
の重水棒を結合することを特徴とする重水冷却型増殖
炉。6. A fuel injection system according to claim 5, wherein a portion of the fuel rod is a short fuel rod at a top portion in the axial direction of the core to increase a volume ratio of the coolant to the fuel compared to a central portion in the axial direction of the core. A heavy water-cooled breeder reactor characterized in that a coolant penetrating heavy water rod is connected to an upper part of the rod through an end plug. 【請求項７】請求項１又は請求項２において、原子炉は
１次系，２次系の独立した冷却系を有するものとし、２
次冷却系の冷却材として、ほう酸含有の軽水を用いるこ
とを特徴とする重水冷却型増殖炉。7. A nuclear reactor according to claim 1 or 2, wherein the reactor has independent cooling systems of a primary system and a secondary system.
A heavy water-cooled breeder reactor, wherein light water containing boric acid is used as a coolant for the secondary cooling system. 【請求項８】請求項１又は請求項２において、炉心周辺
の反射体部を重水冷却材と分離し、ほう酸含有の軽水を
用いることを特徴とする重水冷却型増殖炉。8. The heavy water-cooled breeder reactor according to claim 1, wherein the reflector portion around the reactor core is separated from heavy water coolant and light water containing boric acid is used.