JP2003021692A

JP2003021692A - 原子炉の炉心およびその炉心における核燃料物質の取替方法

Info

Publication number: JP2003021692A
Application number: JP2001208080A
Authority: JP
Inventors: Hiroshi Sekimoto; 博関本
Original assignee: Tokyo Institute of Technology NUC
Current assignee: Tokyo Institute of Technology NUC
Priority date: 2001-07-09
Filing date: 2001-07-09
Publication date: 2003-01-24
Anticipated expiration: 2021-07-09
Also published as: JP3433230B2

Abstract

(57)【要約】【課題】制御棒によって反応度を調整しなくても一定出
力で核分裂連鎖反応が継続するようにし、運転の容易性
と安全性との両方に優れた原子力の炉心を提供するこ
と。【解決手段】本発明の原子炉の炉心１は、軸方向均一濃
度で中性子可燃性毒物が添加された軸方向均一濃縮度の
濃縮ウランからなる核燃料物質が規則的に配置されてな
る核燃料物質領域２３と、核燃料物質領域２３の下端部
に備えられ、中性子を核燃料物質に供給することによっ
て核燃料物質の核分裂連鎖反応による燃焼を開始させる
燃焼開始部２４と、燃焼開始部２４によって開始された
核分裂連鎖反応によって発生した核分裂エネルギーを受
けた燃焼領域を冷却する冷却材とを備え、核分裂連鎖反
応を継続する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉の炉心およ
びその炉心における核燃料物質の取替方法に係り、更に
詳しくは、制御棒等による燃焼反応度補償手段を不要と
し、可燃性毒物を添加した濃縮ウランと燃焼開始部のみ
を用いて長期間連続運転することが可能な、運転性と安
全性と経済性とに優れた原子炉の炉心およびその炉心に
おける核燃料物質の取替方法に関するものである。

【０００２】

【従来の技術】従来の原子炉における燃焼方法としては
軽水炉、ブロック燃料型高温ガス炉や、高速炉で採用さ
れている方法が最も一般的である。すなわち、この方法
では、約１年間は燃焼制御用の制御棒を炉心に挿入した
り、あるいは炉心に挿入された制御棒を引き抜くことに
よって炉心の臨界を維持している。すなわち核分裂性核
種が多量に炉心に存在する燃焼初期には制御棒を炉心に
挿入し、燃焼とともに核分裂生成物（Fission Product
s、以下「ＦＰ」と称する）の増加等により反応度が減
少してくると、挿入している制御棒を炉心から引き抜い
ていく。そして、運転サイクルの終了時にはこれらの制
御棒が抜けているようにする。

【０００３】運転サイクルが終了すると、原子炉を停止
し、先ず、最も燃焼の進んだ燃料を炉心から取り出して
新燃料を新たに装荷するのみならず、交換しない燃料も
含めて適当に配置替えすることによって、次の運転サイ
クルにおいても臨界を維持できるようにしている。これ
は、例えば、比較的燃焼の進んだ燃料を炉心外周部に移
動させたり、逆に内側に入れて出力平坦化を図ったり、
炉心内で出力の極端に高い部位が発生しないように新燃
料同士を近接して配置しないようにするなど、ほぼ全て
の燃料を移動させる大掛かりな作業である。

【０００４】

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、このよ
うな原子炉の炉心およびその炉心における核燃料物質の
取替方法では、以下のような問題がある。

【０００５】すなわち、軽水炉、ブロック燃料型高温ガ
ス炉、および高速炉の炉心は、上述したように、制御棒
によって中性子を吸収することにより燃焼反応度を補償
しているために、中性子経済上好ましいものとはいえな
い。

【０００６】また、このように制御棒によって燃焼反応
度を補償している炉心は、仮に制御棒駆動系の故障や事
故等によって、挿入されている制御棒が炉心から引き抜
かれてしまうと、炉心に急激に反応度が投入され、出力
が急昇する異常反応度投入事故に至ってしまい一部の燃
料が溶融したりするなどの可能性もあるという問題があ
る。

【０００７】制御棒に代えて、炉心外周に、中性子を反
射させて炉心中心側に戻す作用をする反射体を設け、こ
の反射体によって炉心の燃焼反応度を制御する方法も提
案されているが、これでは、制御可能な領域が炉心の外
周部に限られてしまう。

【０００８】炉心内には、核分裂によって発生した熱エ
ネルギーを除熱するための冷却材が炉心全体に亘って、
炉心軸方向に沿ってほぼ一定速度で流れている。したが
って、制御棒に代えて、この冷却材の流量を制御して炉
心内の出力を制御することも考えられるが、これらの炉
心では、炉心軸方向に対して直角の方向である炉心径方
向で出力分布を有し、しかも燃焼に伴いその分布が変化
するために、冷却材の流量を調節することにより炉心出
力と冷却との両方を同時に制御するためには、チャンネ
ル毎の冷却材流量配分を変えなければならず困難であ
る。後述するペブルベット燃料型高温ガス炉では、高温
になった冷却材は新燃料側に向かって流れるが、ブロッ
ク燃料型高温ガス炉ではこのようにはいかず、冷却材出
口温度が低くなる。

【０００９】一方、これらの炉心における核燃料物質の
取替には、上述したように、多大な時間と手間とを要
し、原子炉を再起動するまでの時間が長くなるために、
原子力発電所の稼働率を低下させてしまうという問題が
ある。

【００１０】なお、ペブルベッド型高温ガス炉では、連
続的にボール状燃料を炉心上部に挿入する一方、炉心下
部からは燃焼後のボール状燃料を取り出すことにより、
制御棒のみならず燃料の配置替え作業をも不要としてい
る。しかしながら、このような連続的な燃料の挿入や取
り出しには、種々の困難が伴い、ドイツでの開発ではこ
の部分のトラブルがあった。また、このような炉心で
は、燃料の燃焼状態や、冷却材の流れを制御することが
できない。

【００１１】本発明はこのような事情に鑑みてなされた
ものであり、その第１の目的は、制御棒によって反応度
を調整しなくても一定出力で核分裂連鎖反応が継続する
ようにし、もって、運転の容易性と安全性との両方に優
れた原子力の炉心を提供することにある。

【００１２】また、その第２の目的は、運転サイクル終
了後には、燃焼下流側にある燃え残りのある核燃料物質
を、次の運転サイクルの燃焼開始部として利用するよう
にし、もって、核燃料物質の複雑な配置換えを不要とす
るとともに、核燃料物質を効率的に燃焼させることが可
能な原子炉の炉心における核燃料物質の取替方法を提供
することにある。

【００１３】

【課題を解決するための手段】上記の目的を達成するた
めに、本発明では、以下のような手段を講じる。

【００１４】すなわち、請求項１の発明の原子炉の炉心
では、上記第１の目的を解決するために、均一濃度で中
性子可燃性毒物が添加された均一濃縮度の濃縮ウランか
らなる核燃料が規則的に配置されてなる核燃料領域と、
核燃料領域の下端部または上端部に備えられ、中性子を
前記核燃料に供給することによって核燃料の核分裂連鎖
反応による燃焼を開始させる燃焼開始部と、燃焼開始部
によって開始された核分裂連鎖反応によって発生した核
分裂エネルギーを受けた核燃料領域および燃焼開始部を
冷却する冷却材とを備え、核分裂連鎖反応を継続する。

【００１５】従って、請求項１の発明の原子炉の炉心
は、均一濃度で中性子可燃性毒物が添加された均一濃縮
度の濃縮ウランからなるシンプルな核燃料構成とし、燃
焼開始部によって供給される中性子によって核燃料領域
で一旦核分裂連鎖反応が引き起こされると、その後は自
律的に臨界を維持することができる。

【００１６】請求項２の発明の原子炉の炉心では、上記
第１の目的を解決するために、燃焼軸方向に沿って均一
濃度で中性子可燃性毒物が添加された燃焼軸方向に沿っ
て均一濃縮度の濃縮ウランからなる核燃料が規則的に配
置されてなる核燃料領域と、核燃料領域の下端部または
上端部に備えられ、中性子を前記核燃料に供給すること
によって核燃料の核分裂連鎖反応による燃焼を開始させ
る燃焼開始部と、燃焼開始部によって開始された核分裂
連鎖反応によって発生した核分裂エネルギーを受けた核
燃料領域および燃焼開始部を冷却する冷却材とを備え、
核分裂連鎖反応を継続する。

【００１７】従って、請求項２の発明の原子炉の炉心
は、燃焼軸（核燃料領域の上端部と下端部とを結ぶ軸）
方向に沿って均一濃度で中性子可燃性毒物が添加された
燃焼軸方向に沿って均一濃縮度の濃縮ウランからなるシ
ンプルな核燃料構成とし、燃焼開始部によって供給され
る中性子によって核燃料領域で一旦核分裂連鎖反応が引
き起こされると、その後は自律的に臨界を維持すること
ができる。

【００１８】請求項３の発明では、上記第１の目的を解
決するために、請求項１または請求項２に記載の原子炉
の炉心において、核分裂連鎖反応による燃焼を、この燃
焼の持続時間である原子炉運転期間に亘って、燃焼開始
部が備えられた核燃料領域の端部側から、核燃料領域の
上端部と下端部とを結ぶ軸に沿って、ほぼ同じ熱出力分
布で移動させる。

【００１９】従って、請求項３の発明の原子炉の炉心に
おいては、原子炉運転期間に亘って、燃焼部の軸方向
（鉛直方向）における熱出力分布、すなわち中性子束分
布を一定に保つことができるので、制御棒等による出力
分布調整を行わなくとも原子炉運転期間に亘って一定の
出力分布を維持することができる。

【００２０】請求項４の発明では、上記第１の目的を解
決するために、請求項３に記載の原子炉の炉心におい
て、核燃料領域の高さを、核燃料領域において熱出力が
発生している熱出力部が軸に沿って移動する移動速度で
除することによって原子炉運転期間を決定する。

【００２１】従って、請求項４の発明の原子炉の炉心に
おいては、核燃料領域の高さを調節することによって、
原子炉運転期間を調節することができる。すなわち、原
子炉運転期間の長い炉心を実現したい場合には、核燃料
領域の高さを高くすれば良く、逆に、核燃料領域の高さ
を低くすれば、原子炉運転期間が短くなる。

【００２２】請求項５の発明では、上記第２の目的を解
決するために、請求項４に記載の原子炉の炉心における
核燃料物質の取替方法であって、熱出力部が、燃焼開始
部が備えられた核燃料領域の端部から、軸に沿って核燃
料領域の他の端部の近傍にまで移動した場合には、核分
裂連鎖反応を停止させ、この停止時における熱出力部に
ある核燃料を次の原子炉運転期間の炉心の燃焼開始部と
して、次の原子炉運転期間の炉心を構成する。

【００２３】従って、請求項５の発明の原子炉の炉心に
おける核燃料物質の取替方法においては、残存している
核燃料を次の運転サイクルの燃焼開始部として有効利用
することができる。更に、この取替方法は、核燃料領域
の径方向（平面方向）の配置換えを不要とし、残存して
いる核燃料を軸方向（鉛直方向）に直線的に移動するこ
とにより実現できるので、短時間で行うことができる。
これによって、２回目の運転サイクル以降には燃焼開始
部の製作が不要となる。このような核燃料物質の取替方
法は、ブロック燃料型高温ガス炉に対しては、ほとんど
設計変更することなく適用することが可能である。

【００２４】

【発明の実施の形態】以下に、本発明の実施の形態につ
いて図面を参照しながら説明する。

【００２５】本発明の実施の形態を図１から図１１を用
いて説明する。

【００２６】本発明の実施の形態に係る原子炉の炉心
は、ブロック燃料型高温ガス炉に適用した場合をその一
例として説明するものであって、図１は本発明の実施の
形態に係る原子炉の炉心の構成例を示す平断面図、図２
は同炉心を内部に収納する原子炉圧力容器の構成例を示
す立断面図、図３は同炉心に装荷される燃料体の構成例
を示す斜視図、図４は同燃料体を構成している燃料棒の
構成例を示す斜視図、図５は同燃料棒に装填される燃料
コンパクトの構成例を示す斜視図をそれぞれ示す。

【００２７】炉心１は、図１に示すように、断面が正六
角形状の燃料体２を半径方向に複数装荷するのみなら
ず、図２に示すように、軸方向にも複数積み重ねて装荷
している。更に、図１に示すように炉心１の半径方向外
周側と、図２に示すように炉心１の上下とには、例えば
黒鉛からなる反射体３を備えており、中性子が炉心１内
から炉心１外へと漏洩する効果を小さくしている。

【００２８】原子炉４は、図２に示すように、原子炉圧
力容器５の中に炉心１、反射体３、その他の炉内構造物
を収納している。この原子炉圧力容器５は、その下部に
内管と外管とからなる二重配管７を備えており、図示し
ないブロアによって駆動された冷却材８を、内管と外管
との間隙部から原子炉圧力容器５内に供給する。この冷
却材８は、図２中の矢印に示すように二重配管７の内管
と外管との間隙部から原子炉圧力容器５内に導入され、
容器５の内壁に沿って上昇して炉心１の上部に導かれ、
しかる後に下降し、炉心１を通って二重配管７の内管内
に導入され原子炉圧力容器５外に出るようにしている。
このように冷却材８を循環させることによって炉心１を
冷却している。冷却材８にはヘリウムガスまたは炭酸ガ
スを用いる。

【００２９】燃料体２は、図３に示すように、複数の燃
料棒１０を保持してなる正六角柱状の黒鉛ブロック１１
で構成している。黒鉛ブロック１１は、燃料棒１０を収
納するための収納口を燃料棒１０の本数分備えており、
この収納口に燃料棒１０を収納保持する。

【００３０】燃料棒１０は、図４に示すように、黒鉛ス
リーブ１３と呼ばれる長尺円筒状の筒の中に複数の燃料
コンパクト１４を装填し、両端を端栓１５で栓すること
によって密封している。

【００３１】燃料コンパクト１４は、図５に示すよう
に、球状の燃料核１８と、その外側を覆う低密度熱分解
炭素１９と、その外側を覆う高密度熱分解炭素２０と、
その外側を覆う炭化ケイ素２１と、更にその外側を覆う
高密度熱分解炭素２２とからなる被覆燃料粒子１７を円
環柱状に固めて形成してなるものである。燃料核１８
は、一定濃縮度の濃縮ウランを用いた二酸化ウランと、
所定比率の中性子可燃性毒物（以下、単に「可燃性毒
物」と称する）とを混合焼結して構成している。可燃性
毒物としては例えばガドリニア（Ｇｄ_２Ｏ_３）を用い
る。なお、二酸化ウランのみからなる燃料核１８と、可
燃性毒物のみからなる燃料核１８とをそれぞれ製造して
おき、これらを所定比率で均一混合してから燃料コンパ
クト１４を形成するようにしても良い。このようにし
て、燃料コンパクト１４は、一定濃縮度の濃縮ウランに
対して、所定比率の可燃性毒物を含むようにしている。

【００３２】図６は、可燃性毒物を含まない燃料体２を
上述したような炉心体系において無限個数配置した場合
における燃焼度と無限増倍率との関係を示す図である。
図６中において、燃焼度曲線ａ_０は、濃縮ウランの濃縮
度が低い場合であり、以下ｂ _０、ｃ_０、ｄ_０となるに従
って濃縮度が高くなる。

【００３３】すなわち、可燃性毒物を含まない場合、燃
料体２の無限増倍率は、図６に示すように、濃縮ウラン
の濃縮度が高くなるに従って高くなる。つまり、濃縮ウ
ランの濃縮度が高い方が炉心１を臨界にし易く、また原
子炉４の運転サイクル長さをより長期化できるようにな
るが、燃焼初期段階（燃焼度が低い段階）において余剰
な反応度を有することになる。燃料体２の無限増倍率
は、燃焼度の増加に対してほぼ直線的に減少する。

【００３４】一方、図７は、二酸化ウランに対して所定
比率の可燃性毒物を均一に含んだ燃料体２を、上述した
ような炉心体系において無限個数配置した場合における
燃焼度と無限増倍率との関係を示す図である。図７中に
おいて、燃焼度曲線ａ_１は、濃縮ウランの濃縮度が図６
に示す燃焼度曲線ａ_０の燃料の濃縮度と同じである。同
様にｂ_１、ｃ_１、ｄ_１もまた濃縮ウランの濃縮度が図６
に示す燃焼度曲線ｂ_０、ｃ_０、ｄ_０の燃料の濃縮度とそ
れぞれ同じである。

【００３５】図７に示されているように、燃料体２に可
燃性毒物を添加すると、添加された可燃性毒物は、中性
子を吸収するので、これによって燃焼初期段階（燃焼度
が低い段階）における無限増倍率を低下させる。図７中
に点線で示す各燃焼度曲線ａ _０〜ｄ_０は、それぞれ図６
の各燃焼度曲線ａ_０〜ｄ_０と同じものであって、可燃性
毒物が添加されていない燃料体２の無限増倍率を示すも
のである。そして、可燃性毒物は、中性子を吸収する
と、中性子を吸収しない物質に変換するので、燃焼度が
高くなるに従って可燃性毒物が減少し、それに伴って無
限増倍率は増加して行き、可燃性毒物が全て他の物質に
変換した後には、図６に示すような可燃性毒物を含まな
い燃料体２と同様に、燃焼度の増加に対してほぼ直線的
に減少するようになる。

【００３６】すなわち、燃料体２に可燃性毒物を添加す
ることによって、図８中にハッチングで示す領域Ａに相
当する燃焼初期段階（燃焼度が低い段階）における無限
増倍率を低減させる効果がある。したがって、原子炉４
の運転サイクル長さをより長期化するために濃縮ウラン
の濃縮度を高め、燃焼初期段階における余剰な反応度を
有することになった場合であっても、可燃性毒物を添加
することによって、燃焼初期段階（燃焼度が低い段階）
における余剰な反応度を減少させ、炉心１の反応度を調
節することを可能としている。

【００３７】また、図９に示すように、炉心１は、濃縮
ウランと可燃性毒物とから構成してなる核燃料物質領域
２３の他に、下端部に燃焼開始部２４を備えている。こ
の燃焼開始部２４は、例えば、プルトニウムを多く含む
燃料体２を用い、炉心１の上端部に備えていてもよく、
中性子を発生することによって核燃料物質領域２３にお
ける核分裂連鎖反応による燃焼を開始させるものであ
る。

【００３８】図１０は、本発明の実施の形態に係る原子
炉の炉心１における出力および物質収支バランスのイメ
ージを示す概念図である。

【００３９】すなわち、本発明の実施の形態に係る原子
炉の炉心１では、炉心下端部の燃焼開始部２４から発生
する中性子によって核分裂連鎖反応が開始されるので、
図１０（ａ）に示すように中性子束φが立ち上がる。以
下、この中性子束φが立ち上がっている部分を燃焼部Ｂ
と称する。また、この核分裂によって核燃料物質Ｍから
ＦＰが発生するので、図１０（ａ）に示すように核燃料
物質Ｍが炉心下端部側から減少し、ＦＰが炉心下端部側
から蓄積する。

【００４０】一方、核分裂すると核燃料物質は減少する
が、この核分裂によって発生した中性子の一部はウラン
２３８（Ｕ−２３８）に吸収され、このウラン２３８は
プルトニウム（Ｐｕ）に変換する。

【００４１】燃焼部Ｂの上部はその下部よりも核燃料物
質Ｍの量が多いので、燃焼部Ｂの上部では無限増倍率は
増える。このため、中性子束φが立ち上がり核分裂連鎖
反応が引き起こっている領域は軸に沿って上方に移動す
る。この核分裂によって発生した熱エネルギーは、冷却
材８が除熱する。なお、核分裂連鎖反応が引き起こって
いる領域が軸に沿って下側から上側へと移動する場合に
は、冷却材８もまた炉心１の下側から上側へと流すのが
好ましいが、図２に示すように炉心１の上側から下側へ
と冷却材８を流すようにしても炉心１を冷却することが
可能である。

【００４２】燃焼と共に濃縮ウラン燃料の核種割合が変
化していく様子を図１１に示す。濃縮ウランの濃縮度と
して例えば５重量％としたとき、新燃料の状態では図１
１（ａ）に示すように、ウラン２３５（Ｕ−２３５）と
ウラン２３８（Ｕ−２３８）は重量比で５：９５であっ
たものが、下方から中性子を吸収するようになると、図
１１（ｂ）に示すように先ず、可燃性毒物が減少する。
更に可燃性毒物が減少し、ウラン２３５の一部が核分裂
によりＦＰに変換するとともに、別の一部が中性子捕獲
によりウラン２３６に変換する。ウラン２３８の一部が
高速中性子を捕獲し、更に２度のβ崩壊を介してプルト
ニウム２３９となる。核分裂性核種の数は全体として減
少してゆく。

【００４３】更に燃焼が進行すると、図１１（ｃ）に示
すように、更に可燃性毒物が減少し、ウラン２３５が更
にＦＰとウラン２３６に変換する。また、ウラン２３８
からは上述したようにしてプルトニウム２３９が生成す
る一方、既に生成しているプルトニウム２３９からは、
核分裂によりＦＰが発生するとともに、中性子の捕獲に
よりプルトニウム２４０が生成する。核分裂性核種の数
は全体として減少してゆく。

【００４４】更に燃焼が進行すると、図１１（ｄ）に示
すように、可燃性毒物は無くなる。ウラン２３５は更に
ＦＰとウラン２３６に変換する。また、ウラン２３８か
らは上述したようにしてプルトニウム２３９が生成する
一方、既に生成しているプルトニウム２３９からは、核
分裂によりＦＰが発生するとともに、中性子の捕獲によ
りプルトニウム２４０が生成する。核分裂性核種の数は
全体として減少する。

【００４５】更に燃焼が進行すると、図１１（ｅ）に示
すように、ウラン２３５が更にＦＰとウラン２３６に変
換し、その量が減少する。ウラン２３８からは上述した
ようにしてプルトニウム２３９が生成するが、核分裂性
核種の数は減少する。

【００４６】燃焼の進行と共に、核分裂性核種の量は減
少するとともに、ウラン２３５や、プルトニウム２３９
やプルトニウム２４１等の核分裂によりＦＰが生成され
蓄積して行く。ＦＰの中には中性子をよく吸収する物質
も含まれているので、図１１（ｆ）に示すように、ＦＰ
の量がある程度以上になると、この部分ではもはや核分
裂連鎖反応の継続が困難となり、中性子束φレベルは低
下し、核反応も起こらなくなり、核種割合もほとんど変
化しなくなる。

【００４７】炉心１においては図１１（ｂ）から図１１
（ｅ）に対応する領域で臨界を維持しているが、これら
の領域のうち図１１（ｅ）に対応する部分はやがて図１
１（ｆ）の状態となり、臨界を維持する領域から抜けて
いく。

【００４８】一方、図１１（ａ）に対応する部分はやが
て図１１（ｂ）の状態となり、臨界を維持する領域に入
ってくる。図１１（ａ）に対応する部分は燃料体２の上
部であり、図１１（ｆ）に対応する部分は燃料体２の下
部であることから、中性子束φが立ち上がっている燃焼
部Ｂは、燃焼と共に上方へと移動していく。

【００４９】このようにして、本発明の実施の形態に係
る原子炉の炉心１では、中性子束φが立ち上がっている
燃焼部Ｂが、図１０（ａ）および図１０（ｂ）に示すよ
うに炉心１の軸方向に沿って上方に移動することによっ
て燃焼が進行して行く。そして、中性子束φが立ち上が
っている燃焼部Ｂが、炉心１の上端部にまで移動した場
合には、その上部にはもはや核燃料物質Ｍは存在しない
ので核分裂連鎖反応が停止し、運転サイクルが終了す
る。つまり、運転サイクルの長さは、炉心１の高さによ
って決定するので、炉心１の高さを高くするほど、炉心
１の運転サイクル長さが長くなる。

【００５０】燃焼部Ｂが炉心１の上端部に至った場合、
臨界を維持できなくなり、中性子束φが立ち上がってい
る燃焼ピーク部は炉心１の上端部までに至ることはな
い。このため、図１０（ｂ）に示すように、炉心１の上
端部近傍では、核燃料物質Ｍおよび可燃性毒物ＢＰとも
に残存している。

【００５１】本発明の実施の形態に係る原子炉では、次
の運転サイクルに移行するために、図１０（ｂ）および
図１０（ｃ）に示すように、該運転サイクルで炉心１の
最上段に装荷されていた燃料体２を、炉心１から取り出
す。そして、その他の燃料体２を、使用済み燃料として
炉心１から取り出した後に、該運転サイクルで最上段に
装荷されていた燃料体２を、炉心１の最下段に装荷し、
次の運転サイクルのための燃焼開始部２４として利用す
る。つまり、該運転サイクルで最上段に装荷されていた
燃料体２は、燃焼領域となっているのでこの燃料体２を
次の運転サイクルの燃焼開始部２４として有効利用す
る。燃焼開始部２４として用いる燃料体２の上には、上
述したようにして交換用の燃料体２を積み上げることに
よって次の運転サイクルの炉心１を構成する。

【００５２】このようにして構成された炉心１もまた、
図１０（ｃ）および図１０（ｄ）に示すように、図１０
（ａ）および図１０（ｂ）に示すのと同様に、その燃焼
部Ｂが炉心１の軸方向に沿って上方に移動していく。

【００５３】次に、以上のように構成した本発明の実施
の形態に係る原子炉の炉心の作用について説明する。

【００５４】燃焼開始部２４の中性子源から中性子が発
せられると、この中性子によってこの燃料体２（燃焼開
始部２４）に含まれている燃料の核分裂が引き起り、図
１０（ａ）に示すように中性子束φが立ち上がる。

【００５５】また、この核分裂によって核燃料物質Ｍは
ＦＰに変化するので、図１０（ａ）に示すように核燃料
物質Ｍが炉心下端部側から減少し、ＦＰが炉心下端部側
から蓄積する。可燃性毒物ＢＰは、核分裂によって生成
した中性子を吸収して他の物質に変換するので炉心下端
部側から減少する。

【００５６】ＦＰの中には中性子をよく吸収する物質も
含まれているので、図１１（ｆ）に示すように、ＦＰの
量がある程度以上になると、この部分ではもはや核分裂
連鎖反応の継続が困難となり、中性子束φレベルは低下
し、核反応も起こらなくなり、核種割合もほとんど変化
しなくなる。炉心１においては図１１（ｂ）から図１１
（ｅ）に対応する領域で臨界を維持しているが、これら
の領域のうち図１１（ｅ）に対応する部分はやがて図１
１（ｆ）の状態となり、臨界を維持する領域から抜けて
いく。

【００５７】一方、図１１（ａ）に対応する部分はやが
て図１１（ｂ）の状態となり、臨界を維持する領域に入
ってくる。図１１（ａ）に対応する部分は燃料体２の上
部であり、図１１（ｆ）に対応する部分は燃料体２の下
部であることから、中性子束φが立ち上がっている燃焼
部Ｂは燃焼と共に上方へと移動していく。

【００５８】このようにして、本発明の実施の形態に係
る原子炉の炉心１では、中性子束φが立ち上がっている
燃焼部Ｂが、炉心１の軸方向に沿って上方に向かって移
動し、燃焼部Ｂの上段に配置された燃料体２に移行す
る。そして、燃焼部Ｂの上段に配置された燃料体２にお
いても、上述したようにして可燃性毒物が減少し、更に
その上段に配置された燃料体２に燃焼部Ｂが移行して行
く。

【００５９】このようにして、本発明の実施の形態に係
る原子炉の炉心１では、図１０（ａ）および図１０
（ｂ）に示すように、出力分布（中性子束φの分布）の
形を維持したまま、燃焼部Ｂが炉心１の上下端部を結ぶ
軸に沿って移行して行く。したがって、一度冷却材８の
流量およびその冷却チャンネル毎の配分を最適化して運
転サイクルを開始すると、該運転サイクルが終了するま
でその流量を変更する必要がない。また、炉心高さを高
くすることによって、運転サイクルの長期化がなされ
る。

【００６０】なお、１回の核分裂あたり平均して２００
ＭｅＶ（１ｅＶは約１．６×１０⁻ ^１９Ｊ）のエネルギ
ーが放出される。この核分裂エネルギーは、燃料体２の
温度を上昇させるが、燃料体２の外周を流れているヘリ
ウムガスあるいは炭酸ガスが用いられた冷却材８によっ
て除熱される。

【００６１】燃焼部Ｂが炉心１の上端部にまで移行する
ことによって該運転サイクルが終了する。そして、該運
転サイクルで炉心１の最上段に装荷されていた燃料体２
が、炉心１から取り出される。この燃料体２には、核燃
料物質Ｍおよび可燃性毒物ＢＰともに残存しているとと
もに、プルトニウムが蓄積しているので、その他の燃料
体２が炉心１から使用済み燃料として取り出され後に、
炉心１の最下段に再装荷され、次の運転サイクルの燃焼
開始部２４として用いられる。燃焼開始部２４として用
いられる燃料体２の上部には、交換用の燃料体２が積み
上げられることによって次の運転サイクルの炉心１が構
成される。

【００６２】本発明の実施の形態に係る原子炉の炉心１
では、このような核燃料物質の取替方法を採用している
ので、核燃料物質を有効に利用することができる。さら
にこの取替方法は、炉心１の径方向の燃料体２の配置換
えを不要とし、軸方向のみに直線的に移動することによ
り実現できるので、短時間で行うことができる。また、
このようにして構成された次の運転サイクルの炉心１を
再起動する場合には、特別な燃焼開始部２４は不要とな
る。

【００６３】上述したように、本発明の実施の形態に係
る原子炉の炉心１においては、燃焼開始部２４として用
いる燃料体２以外の全ての燃料体２は、単一濃縮度の濃
縮ウランに単一割合で可燃性毒物を混合することによっ
て構成することができるのみならず、制御棒を必要とし
ないために、その構成を極めて簡素化することが可能と
なるのみならず、異常反応度投入事故をなくすことがで
きる。

【００６４】また、原子炉の運転時には、図１０（ａ）
および図１０（ｂ）に示すように、出力分布は、その形
を変えずに炉心１の軸方向に沿って移動するだけである
ので、運転サイクルの開始時に一旦冷却材流量を最適化
すると最後までそれを変更することなく運転を容易に継
続することができる。しかも運転サイクル中は、ペブル
ベット型高温ガス炉のような燃料の出し入れを必要とし
ないので、制御棒を必要としないこととも相俟って運転
を極めて簡素化することが可能となる。

【００６５】また、反応度等の炉心特性も燃焼が進んで
も変化しない。この特徴により、運転の方法や事故時に
おける対応も、燃焼によって変化することが無くなり、
簡単となる。特にプルトニウム燃焼炉等では、ウラン２
３８等の親物質を炉心に入れないので、負の反応度係数
を可燃性毒物に期待している。この場合、燃焼が進む
と、負の反応度の絶対値が小さくなってきて、原子炉が
危険側にシフトする。よって、プルトニウム燃焼炉等で
は、これに対する対策を講じておかねばならないが、本
発明の実施の形態に係る原子炉の炉心では、このような
対策は不要となる。

【００６６】更に、炉心１の高さを高くすることによっ
て運転サイクルの長さを容易に長くすることができる。
すなわち、実質的に運転サイクルの長さを原子力発電所
のプラント寿命と同等にすることができるので、燃料交
換を不要とすることも可能となる。これによって、原子
炉圧力容器５の蓋を開けることもなくなり、発展途上国
のようなところでの建設をも期待することができる。

【００６７】上述した本発明の実施の形態に係る原子炉
の炉心１は、固体燃料を炉心１に装荷するタイプのほと
んどの原子炉に適用することができる。特に米国で実用
化直前にあり、日本でも運転が開始されたブロック燃料
型高温ガス炉に適用するにはほとんどその設計変更を要
しない。また、軽水炉のように、炉心１のサイズや、燃
料体２、反射体３、あるいは冷却材８といった仕様の相
違によって中性子の利用効率がブロック燃料型高温ガス
炉よりも低い炉心であっても、濃縮ウランの濃縮度を高
め、可燃性毒物を適切に添加し運転サイクル初期の余剰
の反応度を下げることによって炉心１を成立させること
が可能となる。

【００６８】更に、本発明の実施の形態に係る原子炉の
炉心１は、前の運転サイクルにおいて残存している濃縮
ウランや、蓄積したプルトニウムを含む燃料体２を次の
運転サイクルの燃焼開始部２４として用いるので、核燃
料物質を有効に利用することができる。また、運転サイ
クル開始前に行われる燃料の取替は、前の運転サイクル
において装荷されていた燃料体２を燃焼開始位置に移動
させるだけの軸方向のみの移動であり、径方向への移動
を伴わないので、短時間で行うことが可能である。

【００６９】以上、本発明の好適な実施の形態につい
て、添付図面を参照しながら説明したが、本発明はかか
る構成に限定されない。特許請求の範囲に記載された技
術的思想の範嬢において、当業者であれば、各種の変更
例及び修正例に想到し得るものであり、それら変更例及
び修正例についても本発明の技術的範囲に属するものと
了解される。

【００７０】

【発明の効果】以上説明したように、本発明によれば、
制御棒によって反応度を調整しなくても一定出力で核分
裂連鎖反応を継続することができる。以上により、運転
の容易性と安全性との両方に優れた原子力の炉心を実現
することができる。

【００７１】また、本発明によれば、運転サイクル終了
後には、燃焼下流側にある燃え残りのある核燃料物質
を、次の運転サイクルの燃焼開始部として利用すること
ができる。以上により、核燃料物質の複雑な配置換えを
不要とするとともに、核燃料物質を効率的に燃焼させる
ことが可能な原子炉の炉心における核燃料物質の取替方
法を実現することができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の実施の形態に係る原子炉の炉心の構成
例を示す平断面図

【図２】同実施の形態に係る原子炉の炉心を内部に収納
する原子炉圧力容器の構成例を示す立断面図

【図３】同実施の形態に係る原子炉の炉心に装荷される
燃料体の構成例を示す斜視図

【図４】同実施の形態に係る原子炉の炉心に装荷される
燃料体を構成している燃料棒の構成例を示す斜視図

【図５】同実施の形態に係る原子炉の炉心に装荷される
燃料体を構成している燃料棒に装填される燃料コンパク
トの構成例を示す斜視図

【図６】可燃性毒物を含まない燃料体の炉心体系におけ
る無限増倍率と燃焼度との関係図

【図７】核燃料物質に対して所定比率の可燃性毒物を均
一に含んだ燃料体の炉心体系における無限増倍率と燃焼
度との関係図

【図８】可燃性毒物を含む燃料体と、含まない燃料体と
の無限増倍率と燃焼度との関係を示す比較図

【図９】炉心における核燃料物質と中性子源との配置関
係を概念図

【図１０】同実施の形態に係る原子炉の炉心における出
力および物質収支バランスのイメージを示す概念図

【図１１】ウラン、プルトニウム、ＦＰの核種割合の変
化を示す模式図

【符号の説明】

Ａ…領域Ｂ…燃焼部Ｍ…核燃料物質ＢＰ…可燃性毒物 φ…中性子束１…炉心２…燃料体３…反射体４…原子炉５…原子炉圧力容器７…二重配管８…冷却材１０…燃料棒１１…黒鉛ブロック１３…黒鉛スリーブ１４…燃料コンパクト１５…端栓１７…被覆燃料粒子１８…燃料核１９…低密度熱分解炭素２０…高密度熱分解炭素２１…炭化ケイ素２２…高密度熱分解炭素２３…核燃料物質領域２４…燃焼開始部

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】均一濃度で中性子可燃性毒物が添加され
た均一濃縮度の濃縮ウランからなる核燃料が規則的に配
置されてなる核燃料領域と、前記核燃料領域の下端部または上端部に備えられ、中性
子を前記核燃料に供給することによって前記核燃料の核
分裂連鎖反応による燃焼を開始させる燃焼開始部と、前記燃焼開始部によって開始された核分裂連鎖反応によ
って発生した核分裂エネルギーを受けた前記核燃料領域
および前記燃焼開始部を冷却する冷却材とを備え、前記
核分裂連鎖反応を継続するようにした原子炉の炉心。
【請求項２】燃焼軸方向に沿って均一濃度で中性子可
燃性毒物が添加された前記燃焼軸方向に沿って均一濃縮
度の濃縮ウランからなる核燃料が規則的に配置されてな
る核燃料領域と、前記核燃料領域の下端部または上端部に備えられ、中性
子を前記核燃料に供給することによって前記核燃料の核
分裂連鎖反応による燃焼を開始させる燃焼開始部と、前記燃焼開始部によって開始された核分裂連鎖反応によ
って発生した核分裂エネルギーを受けた前記核燃料領域
および前記燃焼開始部を冷却する冷却材とを備え、前記
核分裂連鎖反応を継続するようにした原子炉の炉心。
【請求項３】前記核分裂連鎖反応による燃焼を、この
燃焼の持続時間である原子炉運転期間に亘って、前記燃
焼開始部が備えられた前記核燃料領域の端部側から、前
記核燃料領域の上端部と下端部とを結ぶ軸に沿って、ほ
ぼ同じ熱出力分布で移動させるようにした請求項１また
は請求項２に記載の原子炉の炉心。
【請求項４】前記核燃料領域の高さを、前記核燃料領
域において熱出力が発生している熱出力部が前記軸に沿
って移動する移動速度で除することによって前記原子炉
運転期間を決定するようにした請求項３に記載の原子炉
の炉心。
【請求項５】請求項４に記載の原子炉の炉心における
核燃料物質の取替方法であって、前記熱出力部が、前記燃焼開始部が備えられた前記核燃
料領域の端部から、前記軸に沿って前記核燃料領域の他
の端部の近傍にまで移動した場合には、前記核分裂連鎖
反応を停止させ、この停止時における熱出力部にある核
燃料を次の原子炉運転期間の炉心の燃焼開始部として、
前記次の原子炉運転期間の炉心を構成するようにした原
子炉の炉心における核燃料物質の取替方法。