JP3155127B2 - Fuel assemblies and fast breeder reactor cores made therefrom - Google Patents
Fuel assemblies and fast breeder reactor cores made therefromInfo
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Description
【０００１】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は、燃料集合体、及びそれ
で構成した高速増殖炉の炉心に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a fuel assembly and a core of a fast breeder reactor comprising the same.
【０００２】[0002]
【従来の技術】従来、高速増殖炉の燃料集合体は、例え
ば、三木良平著「高速増殖炉」（日刊工業新聞）に記載
されているように、核燃料物質を被覆管に封入した燃料
要素を多数束ねた燃料要素束、これを取り囲むラッパ
管、燃料要素束の上方に位置し、中性子散乱物質を装荷
した中性子反射領域、ラッパ管の上下端部に位置する冷
却材流出部・流入部を有する。2. Description of the Related Art Conventionally, a fuel assembly of a fast breeder reactor includes a fuel element in which a nuclear fuel substance is sealed in a cladding tube as described in, for example, "Fast Breeder Reactor" by Ryohei Miki (Nikkan Kogyo Shimbun). It has a number of bundled fuel element bundles, a wrapper tube surrounding the bundle, a neutron reflection area located above the fuel element bundle and loaded with neutron scattering material, and a coolant outflow / inflow part located at the upper and lower ends of the wrapper pipe. .
【０００３】燃料要素は、上下端部に栓を有する被覆
管、核分裂性物質を富化した炉心燃料ペレット、又は燃
料親物質を主成分とするブランケット燃料ペレット、及
び核分裂反応で生成された気体を収納するためのガスプ
レナムを有する。また、液体ナトリウムなどの液体金属
が、冷却材として使用される。[0003] The fuel element is composed of a cladding tube having plugs at upper and lower ends, a core fuel pellet enriched in fissile material, or a blanket fuel pellet mainly composed of a fuel parent material, and gas produced by the fission reaction. It has a gas plenum for storage. Also, a liquid metal such as liquid sodium is used as a coolant.
【０００４】炉心は、炉心燃料ペレットを装荷した炉心
燃料集合体を複数個束ねた炉心燃料領域、及びブランケ
ット燃料ペレットを装荷し、炉心燃料領域を取り囲む構
成になるブランケット燃料集合体を複数個束ねた径方向
ブランケット領域を有する。[0004] The core is formed by bundling a plurality of core fuel assemblies loaded with core fuel pellets and a plurality of blanket fuel assemblies loaded with blanket fuel pellets and surrounding the core fuel region. It has a radial blanket area.
【０００５】また、本発明に最も関連する技術は、例え
ば、次の要旨集などに開示されている。すなわち、 （１）ティー.ユモーレモーヴィック他、日本原子力学
会「１９９３春の年会」要旨集Ａ３９、第３９頁(１９
９３年)［T.Jevremovic et al.,: FIXED HYDROGENOUS M
ODERATOR (ZrH1.7) LAYER FOR REALIZING NEGATIVE VOI
D REACTIVITY INNONFLAT LARGE LMFBR CORE］ （２）ヴィ.マトベーエフ他、プロシーディングス オブ
ファスト リアクターセーフティ ミーティング、第２
巻、第２５頁〜第３４頁(１９９０年)［V.Matveev, et
al., Proceedings of International Fast Reactor Saf
ety Meeting,Vol.2,p25〜p34(1990)］ （３）林、山下、プロシーデングス オブ インターナシ
ョナル コンファレンス オン デザイン アンド セーフ
ティ オブ アドバンスト ニュークリア パワープラン
ツ、第３巻、ｐ１５.２−1〜７(１９９２年)［H.Hayash
i and Y.Yamashita, Proceedings of International Co
nference on Design and Safety of Advanced Nuclear
Power Plants,Vol III,p15.2-1〜7(1992)] 上記の公知例（１）〜（３）のうち、公知例（１）は、
炉心燃料領域と径方向ブランケット領域との境界部に、
厚さ２ｃｍ程度の水素化ジルコニウム(ＺｒＨ1 .7)層を
設けるとともに、炉心の高さＨと直径Ｄとの比（Ｈ／
Ｄ）を１程度とした場合である。The technology most relevant to the present invention is disclosed, for example, in the following abstracts. (1) T. Humoremovic et al., Abstracts of the Atomic Energy Society of Japan, 1993 Spring Annual Meeting, A39, p. 39 (19
1993) [T. Jevremovic et al.,: FIXED HYDROGENOUS M
ODERATOR (ZrH 1.7 ) LAYER FOR REALIZING NEGATIVE VOI
D REACTIVITY INNONFLAT LARGE LMFBR CORE] (2) Vi. Matbeev et al., Proceedings of Fast Reactor Safety Meeting, No. 2
Vol. 25-34 (1990) [V. Matveev, et al.
al., Proceedings of International Fast Reactor Saf
ety Meeting, Vol.2, p25-p34 (1990)] (3) Hayashi, Yamashita, Proceedings of International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants, Volume 3, p15.2-1-7 ( 1992) [H. Hayash
i and Y. Yamashita, Proceedings of International Co
nference on Design and Safety of Advanced Nuclear
Power Plants, Vol III, p15.2-1-7 (1992)] Among the above-mentioned known examples (1) to (3), the known example (1)
At the boundary between the core fuel region and the radial blanket region,
With the thickness 2cm approximately zirconium hydride (ZrH 1 .7) layer provided, the ratio between the height H and the diameter D of the core (H /
D) is about 1.
【０００６】公知例（２）は、炉心燃料領域の上方に液
体ナトリウム領域を設けるとともに、炉心の軸方向中央
部にブランケット燃料を設置した場合である。A known example (2) is a case where a liquid sodium region is provided above a core fuel region, and a blanket fuel is provided at a central portion in the axial direction of the core.
【０００７】公知例（３）は、炉心燃料領域と径方向ブ
ランケット領域との境界部に、短尺燃料要素と流動ナト
リウムが充填されたナトリウムプレナムにより構成され
た径方向ナトリウムプレナム集合体を装荷した場合であ
る。[0007] Known example (3) is a case where a radial sodium plenum assembly composed of a short fuel element and a sodium plenum filled with liquid sodium is loaded at a boundary between a core fuel region and a radial blanket region. It is.
【０００８】[0008]
【発明が解決しようとする課題】一般に、液体ナトリウ
ム冷却型高速増殖炉では、冷却材である液体ナトリウム
の温度上昇に伴い、炉心の反応度が変化することが、例
えば、前述の「高速増殖炉」で論じられている。In general, in a liquid sodium-cooled fast breeder reactor, the reactivity of the reactor core changes as the temperature of liquid sodium as a coolant rises. ".
【０００９】すなわち、原子炉の過渡事象時に液体ナト
リウムの温度が上昇した場合、液体ナトリウムは熱膨張
し密度が減少するため、中性子は液体ナトリウムの原子
に衝突しにくくなる。このため、炉心領域の中性子の平
均エネルギーが増大し、炉心の反応度は増大する傾向を
示す。That is, when the temperature of liquid sodium rises during a transient event of a nuclear reactor, neutrons are less likely to collide with liquid sodium atoms because liquid sodium expands thermally and its density decreases. Therefore, the average energy of neutrons in the core region increases, and the reactivity of the core tends to increase.
【００１０】この反応度の増大傾向を緩和するために、
前述の公知例（１）では、炉心燃料領域と径方向ブラン
ケット領域との境界部に、厚さ２ｃｍ程度の水素化ジル
コニウム（ＺｒＨ1.7）層を設けることが開示されてい
る。In order to alleviate the tendency of the reactivity to increase,
The above-mentioned known example (1) discloses that a zirconium hydride (ZrH 1.7 ) layer having a thickness of about 2 cm is provided at a boundary between a core fuel region and a radial blanket region.
【００１１】しかし、十分な効果を得るためには、炉心
の高さ（Ｈ）と直径（Ｄ）との比（Ｈ／Ｄ）を１程度と
極めて大きくする必要があり、このため燃料集合体の全
長が増大するという問題があった。However, in order to obtain a sufficient effect, the ratio (H / D) of the height (H) to the diameter (D) of the core must be extremely large, ie, about 1, so that the fuel assembly However, there is a problem that the total length increases.
【００１２】また、水素化ジルコニウムと炉心燃料領域
とが隣接して位置することから、炉心燃料領域に出力ピ
ーキング（ｐｏｗｅｒ ｓｐｉｋｅ）が発生する。した
がって、この発生を抑制するために、水素化ジルコニウ
ム層と炉心燃料領域との間に厚さ３ｃｍ程度のブランケ
ット燃料領域を介在させる必要があった。[0012] Further, since the zirconium hydride and the core fuel region are located adjacent to each other, power peaking occurs in the core fuel region. Therefore, in order to suppress this generation, it is necessary to interpose a blanket fuel region having a thickness of about 3 cm between the zirconium hydride layer and the core fuel region.
【００１３】本発明の目的は、原子炉の過渡事象時に液
体ナトリウムの温度が上昇した場合、それに対処するた
めの燃料集合体全長の増大を最小限に抑え、減速中性子
による出力ピ−キング（ｐｏｗｅｒ ｓｐｉｋｅ）の発
生を抑止しながら、炉心の反応度増大を緩和できる燃料
集合体、及びそれで構成した炉心を提供することにあ
る。[0013] It is an object of the present invention to minimize the increase in the length of the fuel assembly to cope with a rise in liquid sodium temperature during a reactor transient, and to provide power peaking with decelerated neutrons. An object of the present invention is to provide a fuel assembly capable of mitigating an increase in reactivity of a core while suppressing generation of spikes, and a core constituted by the fuel assembly.
【００１４】[0014]
【課題を解決するための手段】上記目的は、次のように
して達成することができる。The above object can be achieved as follows.
【００１５】（１）核分裂性物質を富化した炉心燃料、
燃料親物質を主成分とするブランケット燃料、炉心燃料
及びブランケット燃料を被覆管に封入した燃料要素、燃
料要素を束ね、燃料要素の間の空隙を冷却材の流路とす
る燃料要素束、中性子散乱物質と冷却材の流路とを有す
る中性子反射領域、ブランケット燃料と中性子減速物質
とを被覆管に封入した中性子減速物質要素を束ね、中性
子減速物質要素の間の空隙を冷却材の流路とする中性子
減速物質要素束、燃料要素束と中性子反射領域と中性子
減速物質要素束とを取り囲むラッパ管、及びラッパ管の
端部に設けてある冷却材流入部・流出部を有する燃料集
合体において、燃料要素が冷却材上流側に炉心燃料領
域、冷却材下流側に炉心燃料領域、及び両炉心燃料領域
に挾まれたブランケット燃料領域を有し、中性子減速物
質要素が冷却材上流側に中性子減速物質領域、及び冷却
材下流側に上部軸方向ブランケット燃料領域を有し、中
性子反射領域が燃料要素束よりも冷却材下流側に、中性
子減速物質要素束が中性子反射領域よりも冷却材下流側
にそれぞれ位置し、中性子反射領域の冷却材流路断面積
が燃料要素束の冷却材流路断面積より大きいこと。(1) core fuel enriched in fissile material,
Blanket fuel mainly composed of a fuel parent material, a fuel element in which a core fuel and a blanket fuel are sealed in a cladding tube, a fuel element bundle in which fuel elements are bundled, and a gap between the fuel elements is used as a coolant flow path, neutron scattering A neutron reflection region having a flow path of a substance and a coolant, a neutron moderating substance element in which a blanket fuel and a neutron moderating substance are sealed in a cladding tube, and a gap between the neutron moderating substance elements is used as a flow path of the coolant. In a fuel assembly having a neutron moderating substance element bundle, a wrapper tube surrounding the fuel element bundle, the neutron reflection region, and the neutron moderating substance element bundle, and a coolant inlet / outlet provided at an end of the wrapper pipe, The element has a core fuel region upstream of the coolant, a core fuel region downstream of the coolant, and a blanket fuel region sandwiched between the two core fuel regions. A neutron moderating substance region, and an upper axial blanket fuel region on the downstream side of the coolant, the neutron reflection region is on the downstream side of the coolant from the fuel element bundle, and the neutron moderating substance element bundle is on the coolant side of the neutron reflection region. The coolant flow path cross-sectional area of the neutron reflection region is located on the downstream side and is larger than the coolant flow path cross-sectional area of the fuel element bundle.
【００１６】（２）核分裂性物質を富化した炉心燃料、
燃料親物質を主成分とするブランケット燃料、前記炉心
燃料及び前記ブランケット燃料を被覆管に封入した燃料
要素、前記燃料要素を束ね、前記燃料要素の間の空隙を
冷却材の流路とする燃料要素束、中性子散乱物質と冷却
材の流路とを有する中性子反射領域、前記ブランケット
燃料と中性子減速物質とを被覆管に封入した中性子減速
物質要素を束ね、前記中性子減速物質要素の間の空隙を
冷却材の流路とする中性子減速物質要素束、前記燃料要
素束と前記中性子反射領域と前記中性子減速物質要素束
とを取り囲むラッパ管、及び前記ラッパ管の端部に設け
てある冷却材流入部・流出部を有する燃料集合体におい
て、前記燃料要素が冷却材上流側に炉心燃料領域、冷却
材下流側に炉心燃料領域、及び前記両炉心燃料領域に挾
まれたブランケット燃料領域を有し、前記中性子減速物
質要素が冷却材上流側に中性子減速物質領域、及び冷却
材下流側にマイナーアクチナイド燃料領域を有し、前記
マイナーアクチナイド燃料領域はマイナーアクチナイド
核種である、Ｎｐ、Ａｍ及びＣｍのうちのいずれか１つ
を主成分とするマイナーアクチナイド燃料を有し、前記
中性子反射領域が前記燃料要素束よりも冷却材下流側
に、前記中性子減速物質要素束が前記中性子反射領域よ
りも冷却材下流側にそれぞれ位置し、前記中性子反射領
域の冷却材流路断面積が前記燃料要素束の冷却材流路断
面積より大きいこと。 (2) core fuel enriched in fissile material,
Blanket fuel containing fuel parent material as main component, core
Fuel and fuel in which the blanket fuel is sealed in a cladding tube
Element, bundling the fuel element and forming a gap between the fuel elements
Fuel element bundle, neutron scattering material and cooling as coolant flow path
Neutron reflection region having a material flow path, said blanket
Neutron moderation with fuel and neutron moderating substance enclosed in cladding tube
Bundling the material elements and forming a gap between the neutron moderating material elements
A neutron moderating substance element bundle serving as a coolant flow path;
Element bundle, neutron reflection region, and neutron moderating substance element bundle
And a wrapper tube surrounding the wrapper tube, and provided at an end of the wrapper tube.
Fuel assembly with a cooled coolant inlet and outlet
The fuel element is located in the core fuel region upstream of the coolant,
The core fuel region and the two core fuel regions
Neutron moderator having a blanket fuel zone
Neutron moderating material region upstream of the coolant and cooling
A minor actinide fuel region on the downstream side of the material,
Minor actinide fuel area is minor actinide
Any one of nuclide, Np, Am and Cm
Having a minor actinide fuel whose main component is
The neutron reflection area is on the downstream side of the coolant from the fuel element bundle.
The neutron moderating substance element bundle is closer to the neutron reflection region.
And the neutron reflection area
The coolant flow path cross-sectional area of the region is
Be larger than the area.
【００１７】（３）核分裂性物質を富化した炉心燃料、
燃料親物質を主成分とするブランケット燃料、前記炉心
燃料及び前記ブランケット燃料を被覆管に封入した燃料
要素、前記燃料要素を束ね、前記燃料要素の間の空隙を
冷却材の流路とする燃料要素束、中性子散乱物質と冷却
材の流路とを有する中性子反射領域、前記ブランケット
燃料と中性子減速物質とを被覆管に封入した中性子減速
物質要素を束ね、前記中性子減速物質要素の間の空隙を
冷却材の流路とする中性子減速物質要素束、前記燃料要
素束と前記中性子反射領域と前記中性子減速物質要素束
とを取り囲むラッパ管、及び前記ラッパ管の端部に設け
てある冷却材流入部・流出部を有する燃料集合体におい
て、前記燃料要素が冷却材上流側に炉心燃料領域、冷却
材下流側に炉心燃料領域、及び前記両炉心燃料領域に挾
まれたブランケット燃料領域を有し、前記中性子減速物
質要素が冷却材上流側に中性子減速物質領域、及び冷却
材下流側に超長寿命核分裂生成物質領域を有し、前記超
長寿命核分裂生成物質領域は、超長寿命核分裂生成核種
である、 99 Ｔｃ及び 129 Ｉのうちのいずれか１つを主成
分とする超長寿命核分裂生成物質を有し、前記中性子反
射領域が前記燃料要素束よりも冷却材下流側に、前記中
性子減速物質要素束が前記中性子反射領域よりも冷却材
下流側にそれぞれ位置し、前記中性子反射領域の冷却材
流路断面積が前記燃料要素束の冷却材流路断面積より大
きいこと。 (3) core fuel enriched in fissile material,
Blanket fuel containing fuel parent material as main component, core
Fuel and fuel in which the blanket fuel is sealed in a cladding tube
Element, bundling the fuel element and forming a gap between the fuel elements
Fuel element bundle, neutron scattering material and cooling as coolant flow path
Neutron reflection region having a material flow path, said blanket
Neutron moderation with fuel and neutron moderating substance enclosed in cladding tube
Bundling the material elements and forming a gap between the neutron moderating material elements
A neutron moderating substance element bundle serving as a coolant flow path;
Element bundle, neutron reflection region, and neutron moderating substance element bundle
And a wrapper tube surrounding the wrapper tube, and provided at an end of the wrapper tube.
Fuel assembly with a cooled coolant inlet and outlet
The fuel element is located in the core fuel region upstream of the coolant,
The core fuel region and the two core fuel regions
Neutron moderator having a blanket fuel zone
Neutron moderating material region upstream of the coolant and cooling
The material has an extremely long-lived fission product region on the downstream side of the material,
The long-lived fission product region is an ultra-long-lived fission product nuclide
Which is one of 99 Tc and 129 I
And the neutron counter
The injection region is located on the downstream side of the coolant from the fuel element bundle.
The neutron moderating substance element bundle is more coolant than the neutron reflection region.
The coolant in the neutron reflection region, located on the downstream side, respectively
The flow path cross-sectional area is larger than the coolant flow path cross-sectional area of the fuel element bundle.
It is important.
【００１８】（４）核分裂性物質を富化した炉心燃料、
燃料親物質を主成分とするブランケット燃料、炉心燃料
及びブランケット燃料を被覆管に封入した燃料要素、燃
料要素を束ね、燃料要素の間の空隙を冷却材の流路とす
る燃料要素束、中性子散乱物質と冷却材の流路とを有す
る中性子反射領域、ブランケット燃料と中性子減速物質
とを被覆管に封入した中性子減速物質要素を束ね、中性
子減速物質要素の間の空隙を冷却材の流路とする中性子
減速物質要素束、燃料要素束と中性子反射領域と中性子
減速物質要素束とを取り囲むラッパ管、及びラッパ管の
端部に設けてある冷却材流入部・流出部を有する燃料集
合体において、中性子減速物質要素が冷却材上流側に中
性子減速物質領域、及び冷却材下流側に上部軸方向ブラ
ンケット燃料領域を有し、中性子反射領域が前記燃料要
素束よりも冷却材下流側に、中性子減速物質要素束が前
記中性子反射領域よりも冷却材下流側にそれぞれ位置し
てあること。(4) core fuel enriched in fissile material,
Blanket fuel mainly composed of a fuel parent material, a fuel element in which a core fuel and a blanket fuel are sealed in a cladding tube, a fuel element bundle in which fuel elements are bundled, and a gap between the fuel elements is used as a coolant flow path, neutron scattering A neutron reflection region having a flow path of a substance and a coolant, a neutron moderating substance element in which a blanket fuel and a neutron moderating substance are sealed in a cladding tube, and a gap between the neutron moderating substance elements is used as a flow path of the coolant. In a fuel assembly having a neutron moderating substance element bundle, a fuel element bundle, a wrapper tube surrounding a neutron reflection region and a neutron moderating substance element bundle, and a coolant inflow / outflow section provided at an end of the wrapper pipe, The moderator material element has a neutron moderator material region upstream of the coolant, and an upper axial blanket fuel region downstream of the coolant, wherein the neutron reflection region is more coolant than the fuel element bundle. The flow side, the neutron moderating material element bundles are located respectively in the coolant downstream of the neutron reflector region.
【００１９】（５）高速増殖炉の炉心において、
（１）、（２）又は（３）記載の燃料集合体が炉心の内
部における炉心の半径方向内側領域に、（４）記載の燃
料集合体が炉心の内部における炉心の半径方向外側領域
に位置していること。(5) In the core of the fast breeder reactor,
The fuel assembly described in (1), (2) or (3) is located in a radially inner region of the core inside the core, and the fuel assembly described in (4) is located in a radially outer region of the core inside the core. Doing things.
【００２０】（６）炉心燃料ペレットを装荷した炉心燃
料集合体を複数個束ねた炉心領域、中性子減速物質を装
荷し炉心領域を取り囲む中性子減速物質領域、及びブラ
ンケット燃料ペレットを装荷し中性子減速物質領域を取
り囲むブランケット燃料集合体を複数個束ねた径方向ブ
ランケット領域を有する高速増殖炉の炉心において、炉
心領域と中性子減速物質領域との間に、中性子捕獲反応
によって発熱する発熱体要素を束ねた発熱体要素束、冷
却材流路、及び発熱体要素束と冷却材流路とを取り囲む
ラッパ管を有する冷却材充填集合体を配置してあるこ
と。(6) A core region in which a plurality of core fuel assemblies loaded with core fuel pellets are bundled, a neutron moderating material region in which a neutron moderating material is loaded and surrounds the core region, and a neutron moderating material region in which blanket fuel pellets are loaded. In a fast breeder reactor core having a radial blanket region in which a plurality of blanket fuel assemblies are bundled, a heating element in which a heating element that generates heat by a neutron capture reaction is bundled between a core region and a neutron moderating substance region A coolant-filled assembly having an element bundle, a coolant channel, and a wrapper tube surrounding the heating element bundle and the coolant channel is arranged.
【００２１】[0021]
【作用】本発明に基づく燃料集合体を使用した炉心で
は、上部軸方向ブランケット領域と、冷却材下流側に設
けた、液体ナトリウム体積割合の大きい中性子反射領域
との間に、中性子減速物質要素を配置してある。また、
中性子減速物質要素は、冷却材上流側に中性子減速物質
領域、及び冷却材下流側に上部軸方向ブランケット燃料
領域を有する。In the core using the fuel assembly according to the present invention, the neutron moderating substance element is provided between the upper axial blanket region and the neutron reflection region provided on the downstream side of the coolant and having a large liquid sodium volume ratio. It is arranged. Also,
The neutron moderating material element has a neutron moderating material region upstream of the coolant and an upper axial blanket fuel region downstream of the coolant.
【００２２】したがって、原子炉の過渡事象時に冷却材
である液体ナトリウムの温度が上昇し、熱膨張により液
体ナトリウムの密度が減少した場合、炉心から中性子反
射領域に中性子が漏洩するので、中性子は中性子減速物
質領域で減速される。そのため、上部軸方向ブランケッ
ト燃料領域による中性子の炉心燃料領域への反射が、中
性子反射領域のラッパ管の構造材核種の中性子吸収反応
によって抑止される。更に、上部軸方向ブランケット領
域における高速核分裂反応が減少し、中性子吸収反応が
増大するので、反応度の増大が緩和される。Therefore, when the temperature of the liquid sodium as a coolant rises during a transient event of the nuclear reactor and the density of the liquid sodium decreases due to thermal expansion, neutrons leak from the reactor core to the neutron reflection region, so that the neutrons are neutrons. It is decelerated in the moderating substance area. Therefore, the reflection of neutrons to the core fuel region by the upper axial blanket fuel region is suppressed by the neutron absorption reaction of the structural material nuclide of the wrapper tube in the neutron reflection region. In addition, the increase in reactivity is mitigated by a reduction in fast fission reactions and an increase in neutron absorption reactions in the upper axial blanket region.
【００２３】また、マイナーアクチナイド燃料領域と、
冷却材下流側に設けた、液体ナトリウム体積割合の大き
い中性子反射領域の間に、中性子減速物質領域を置く構
成にしてある。Also, a minor actinide fuel region,
A neutron moderating substance region is provided between the neutron reflection regions having a large liquid sodium volume ratio provided on the downstream side of the coolant.
【００２４】したがって、原子炉の過渡事象時に冷却材
である液体ナトリウムの温度が上昇し、熱膨張により液
体ナトリウムの密度が減少した場合、炉心から中性子反
射領域に中性子が漏洩するので、中性子減速物質領域で
減速される。そのため、マイナーアクチナイド燃料領域
による中性子の炉心燃料領域への反射が、中性子反射領
域のラッパ管の構造材核種の中性子吸収反応によって抑
止される。更に、マイナーアクチナイド燃料領域におけ
る高速核分裂反応が減少し、中性子吸収反応が増大する
ので、マイナーアクチナイドが消滅しながら、反応度の
増大が緩和される。Therefore, when the temperature of the liquid sodium as a coolant rises during a transient event of the reactor and the density of the liquid sodium decreases due to thermal expansion, neutrons leak from the reactor core to the neutron reflection region, so that the neutron moderating material Slow down in the area. Therefore, the reflection of neutrons to the core fuel region by the minor actinide fuel region is suppressed by the neutron absorption reaction of the structural nuclide of the wrapper tube in the neutron reflection region. Further, since the fast fission reaction in the minor actinide fuel region is reduced and the neutron absorption reaction is increased, the increase in reactivity is mitigated while the minor actinide disappears.
【００２５】また、超長寿命核分裂生成核種領域と、冷
却材下流側に設けた、液体ナトリウム体積割合の大きい
中性子反射領域の間に、中性子減速物質領域を置く構成
にしてある。Further, a neutron moderating substance region is provided between the ultra-long-lived fission product nuclide region and the neutron reflection region provided downstream of the coolant and having a large volume ratio of liquid sodium.
【００２６】したがって、原子炉の過渡事象時に冷却材
である液体ナトリウムの温度が上昇し、熱膨張により液
体ナトリウムの密度が減少した場合、炉心から中性子反
射領域に中性子が漏洩するので、中性子減速物質領域で
減速される。そのため、超長寿命核分裂生成核種領域に
よる中性子の炉心燃料領域への反射が、中性子反射領域
のラッパ管の構造材核種の中性子吸収反応によって抑止
される。更に、超長寿命核分裂生成核種領域における中
性子吸収反応が増大するので、超長寿命核分裂生成核種
が消滅しながら、炉心反応度の増大が緩和される。Therefore, when the temperature of liquid sodium as a coolant rises during a transient event of a nuclear reactor and the density of liquid sodium decreases due to thermal expansion, neutrons leak from the reactor core to the neutron reflection region, so that the neutron moderating material Slow down in the area. Therefore, the reflection of neutrons to the core fuel region by the ultra-long-lived fission product nuclide region is suppressed by the neutron absorption reaction of the structural nuclide of the wrapper tube in the neutron reflection region. Further, since the neutron absorption reaction in the region of the ultra-long-lived fission product is increased, the increase of the core reactivity is alleviated while the ultra-long-lived fission product is extinguished.
【００２７】また、炉心領域、炉心領域を取り囲む中性
子減速物質領域、及び中性子減速物質領域を取り囲む径
方向ブランケット領域により構成される炉心において、
炉心領域と中性子減速物質領域との間に、通常運転時に
は冷却材が充填され、過渡時には冷却材の密度を減少さ
せる冷却材充填集合体を配置してある。Further, in a core constituted by a core region, a neutron moderating material region surrounding the core region, and a radial blanket region surrounding the neutron moderating material region,
Between the core region and the neutron moderating material region, a coolant-filled assembly that is filled with a coolant during normal operation and reduces the density of the coolant during a transition is disposed.
【００２８】したがって、原子炉の過渡事象時に冷却材
である液体ナトリウムの温度が上昇し、熱膨張により液
体ナトリウムの密度が減少した場合、炉心の側方から冷
却材充填集合体に漏洩した中性子が、中性子減速物質領
域で減速される。そのため、径方向ブランケット領域に
よる中性子の炉心燃料領域への反射が、冷却材充填集合
体のラッパ管等の構造材核種の中性子吸収反応によって
抑止される。更に、径方向ブランケット領域における高
速核分裂反応が減少し、中性子吸収反応が増大するの
で、反応度の増大が緩和される。Therefore, when the temperature of the liquid sodium as a coolant rises during a transient event of the reactor and the density of the liquid sodium decreases due to thermal expansion, neutrons leaking from the sides of the core into the coolant-filled assembly will be generated. Is slowed down in the neutron moderating material region. Therefore, the reflection of neutrons to the core fuel region by the radial blanket region is suppressed by the neutron absorption reaction of structural material nuclides such as the wrapper tube of the coolant-filled assembly. Furthermore, the increase in reactivity is mitigated because the fast fission reaction in the radial blanket region is reduced and the neutron absorption reaction is increased.
【００２９】すなわち、本発明では、燃料集合体全長の
増大を最小限に抑え、減速中性子による出力ピ−キング
を発生させることなく、炉心の反応度の増大を緩和する
ことができる。That is, in the present invention, the increase in the reactivity of the reactor core can be mitigated without increasing the total length of the fuel assembly and minimizing the output peaking due to the deceleration neutrons.
【００３０】[0030]
【実施例】本発明の実施例を図を用いて説明する。な
お、以下に述べるいずれの実施例も、冷却材には液体ナ
トリウムを使用している。An embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings. In each of the embodiments described below, liquid sodium is used as the coolant.
【００３１】本発明の第１実施例を、図１及び図２を用
いて説明する。図１は本実施例の燃料集合体の構成図、
図２は本実施例の炉心の構成図である。A first embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. FIG. 1 is a configuration diagram of a fuel assembly of the present embodiment,
FIG. 2 is a configuration diagram of the core of the present embodiment.
【００３２】まず、本実施例の燃料集合体について説明
する。図１に示すように、燃料集合体１は、核燃料物質
を装荷した燃料要素８を束ねた燃料要素束９、ガスプレ
ナム７、燃料要素束９よりも冷却材下流側に位置する中
性子反射領域１０、中性子反射領域１０よりも冷却材下
流側に位置する中性子減速物質要素１３を束ねた中性子
減速物質要素束１４、冷却材流路１５、これらを取り囲
むラッパ管１６、ラッパ管１６の上端部に位置する冷却
材流出部１８、及びラッパ管１６の下端部に位置する冷
却材流入部１７を有している。First, the fuel assembly of this embodiment will be described. As shown in FIG. 1, the fuel assembly 1 includes a fuel element bundle 9 in which fuel elements 8 loaded with nuclear fuel materials are bundled, a gas plenum 7, a neutron reflection region 10 located on the downstream side of the coolant from the fuel element bundle 9, A neutron moderating substance element bundle 14 in which neutron moderating substance elements 13 are located downstream of the neutron reflection region 10 in the coolant, a coolant channel 15, a wrapper tube 16 surrounding these, and an upper end of the wrapper pipe 16 It has a coolant outflow portion 18 and a coolant inflow portion 17 located at the lower end of the wrapper tube 16.
【００３３】燃料要素８は、被覆管（図示せず）、それ
に封入された、冷却材上流側に位置する炉心燃料物質領
域２、冷却材下流側に位置する炉心燃料物質領域３、燃
料親物質（劣化ウラン）を主成分とする内部ブランケッ
ト燃料領域４、及び下部軸方向ブランケット燃料領域５
及びガスプレナム７を有している。また、縦線は、軸方
向における炉心燃料領域６を示している。The fuel element 8 includes a cladding tube (not shown), a core fuel material region 2 located upstream of the coolant, a core fuel material region 3 located downstream of the coolant, and a fuel parent material enclosed therein. (Depleted uranium) as the main component of the internal blanket fuel region 4 and the lower axial blanket fuel region 5
And a gas plenum 7. The vertical line indicates the core fuel region 6 in the axial direction.
【００３４】中性子反射領域１０は、冷却材である液体
ナトリウムで充満されている領域で、中性子反射領域１
０の冷却材流路断面積は燃料要素束９のそれよりも大き
くしてあり、また、中性子減速物質要素１３は、冷却材
上流側に中性子減速物質領域１１、冷却材下流側に上部
軸方向ブランケット燃料領域１２を有している。The neutron reflection region 10 is a region filled with liquid sodium as a coolant, and the neutron reflection region 1
0 is larger than that of the fuel element bundle 9, and the neutron moderating substance element 13 has a neutron moderating substance region 11 on the upstream side of the coolant and an upper axial direction on the downstream side of the coolant. It has a blanket fuel region 12.
【００３５】燃料物質は直径６.５ｍｍ、長さ１０.０ｍ
ｍのペレット状に焼結されている。被覆管の内径は６.
７ｍｍ、冷却材上流側の炉心燃料物質領域２、及び冷却
材下流側の炉心燃料物質領域３における各炉心燃料ペレ
ット長さの合計は、それぞれ４０ｃｍ、内部ブランケッ
ト燃料領域４のペレット長さの合計は２０ｃｍ、下部軸
方向ブランケット燃料領域５のペレット長さの合計は３
５ｃｍ、及び中性子反射領域１０の冷却材流路断面積
は、燃料要素束９の流路断面積の２．５倍である。The fuel substance has a diameter of 6.5 mm and a length of 10.0 m.
m in the form of pellets. The inner diameter of the cladding tube is 6.
7 mm, the total length of each core fuel pellet in the core fuel material region 2 on the upstream side of the coolant and the core fuel material region 3 on the downstream side of the coolant is 40 cm, respectively, and the total length of the pellets in the inner blanket fuel region 4 is 40 cm. 20 cm, the total length of the pellets in the lower axial blanket fuel region 5 is 3
The coolant flow path cross-sectional area of 5 cm and the neutron reflection region 10 is 2.5 times the flow path cross-sectional area of the fuel element bundle 9.
【００３６】中性子減速物質要素１３において、中性子
減速物質領域１１の長さは２ｃｍ、上部軸方向ブランケ
ット燃料領域１２のペレット長さの合計は３５ｃｍであ
る。In the neutron moderating substance element 13, the length of the neutron moderating substance region 11 is 2 cm, and the total length of the pellets in the upper axial blanket fuel region 12 is 35 cm.
【００３７】中性子減速物質領域１１には、水素化カル
シウム（ＣａＨ2）を充填してある。水素化カルシウム
は、高温状態でも化学的に安定な物質である。水素
（Ｈ）の解離温度は１気圧〔ｋｇｆ／ｃｍ2）で９９０
℃であり、圧力の上昇に伴って上昇する。The neutron moderating substance region 11 is filled with calcium hydride (CaH 2 ). Calcium hydride is a chemically stable substance even at high temperatures. The dissociation temperature of hydrogen (H) is 990 at 1 atm [kgf / cm 2 ].
° C and rises with increasing pressure.
【００３８】本実施例では、中性子減速物質要素１３を
封入する被覆管内を１０気圧〔ｋｇｆ／ｃｍ2）に予圧
しており、このときの水素解離温度は１１５０℃、水素
化カルシウムの巨視的吸収断面積は０.０２６８(ｌ／ｃ
ｍ)、減速能は０.９７４(ｌ/ｃｍ)である。したがっ
て、中性子減速能力に対する核特性上の指標となる減速
比は、３６.３となる。In this embodiment, the inside of the cladding tube in which the neutron moderating substance element 13 is sealed is pre-pressurized to 10 atm [kgf / cm 2 ], the hydrogen dissociation temperature is 1150 ° C., and the macroscopic absorption of calcium hydride is obtained. The cross-sectional area is 0.0268 (l / c
m), the deceleration is 0.974 (l / cm). Therefore, the deceleration ratio, which is an index on the nuclear characteristics with respect to the neutron deceleration ability, is 36.3.
【００３９】また、水素化カルシウムの理論密度は１.
９０（ｇ／ｃｍ3）、対応する水素密度は５.４×１０22
（個／ｃｍ3）である。本実施例では、中性子減速物質
領域１１の燃料集合体横断面に占める水素化カルシウム
の面積割合は約４２％であるので、水素密度は２.３×
１０22（個／ｃｍ3）となる。The theoretical density of calcium hydride is 1.
90 (g / cm 3 ) and the corresponding hydrogen density is 5.4 × 10 22
(Pcs / cm 3 ). In this embodiment, since the area ratio of calcium hydride in the neutron moderating substance region 11 in the cross section of the fuel assembly is about 42%, the hydrogen density is 2.3 ×.
It becomes 10 22 (pieces / cm 3 ).
【００４０】次に、本実施例の燃料集合体について説明
する。図２の（ａ）は炉心内の各燃料領域の分布図、図
２の（ｂ）は炉心内の各燃料集合体の配置図である。Next, the fuel assembly of this embodiment will be described. FIG. 2A is a distribution diagram of each fuel region in the core, and FIG. 2B is a layout diagram of each fuel assembly in the core.
【００４１】図２の（ａ）に示すように、炉心１９は、
炉心燃料領域２３と径方向ブランケット領域２２とに分
けられ、また、炉心燃料領域２３は、内側炉心領域２０
と外側炉心領域２１とに分けられる。As shown in FIG. 2A, the core 19 is
The core fuel region 23 is divided into a radial blanket region 22 and the core fuel region 23 is an inner core region 20.
And an outer core region 21.
【００４２】内側炉心領域２０及び外側炉心領域２１
は、上部から下部に向かって、上部軸方向ブランケット
領域２４、中性子減速物質領域２８、中性子反射領域２
７、炉心燃料領域２３及び下部軸方向ブランケット領域
２６を形成している。更に、内側炉心領域２０では、炉
心燃料領域２３を上下に２分する、内部ブランケット燃
料領域２５を有している。The inner core region 20 and the outer core region 21
From top to bottom, upper axial blanket region 24, neutron moderator region 28, neutron reflection region 2
7. A core fuel region 23 and a lower axial blanket region 26 are formed. Further, the inner core region 20 has an inner blanket fuel region 25 that divides the core fuel region 23 into two vertically.
【００４３】図２の（ｂ）は、図２の（ａ）の各燃料領
域内における燃料集合体の配置を示しており、内側炉心
領域２０には、内部ブランケット燃料領域をもつ炉心燃
料集合体２９、外側炉心領域２１には、内部ブランケッ
ト燃料領域をもたない炉心燃料集合体３０、及び径方向
ブランケット燃料領域２２には径方向ブランケット燃料
集合体３１を有している。なお、内部ブランケット燃料
領域をもつ燃料集合体２９は、図１の燃料集合体１に対
応している。FIG. 2B shows the arrangement of the fuel assemblies in each fuel region of FIG. 2A. The inner core region 20 includes a core fuel assembly having an inner blanket fuel region. 29, the outer core region 21 has a core fuel assembly 30 having no internal blanket fuel region, and the radial blanket fuel region 22 has a radial blanket fuel assembly 31. Note that the fuel assembly 29 having the internal blanket fuel region corresponds to the fuel assembly 1 in FIG.
【００４４】すなわち、炉心１９は、内部ブランケット
燃料領域をもつ炉心燃料集合体２９の複数個を円柱形状
に束ねて形成される内側炉心領域２０、その周りを複数
個の、内部ブランケット燃料領域をもたない炉心燃料集
合体３０で囲んで形成される外側炉心領域２１、及び更
にその周りを複数個の、径方向ブランケット燃料集合体
３１で囲んで形成される径方向ブランケット燃料領域２
２を有している。That is, the core 19 includes an inner core region 20 formed by bundling a plurality of core fuel assemblies 29 having an inner blanket fuel region into a cylindrical shape, and a plurality of inner blanket fuel regions around the inner core region 20. The outer core region 21 formed by the open core fuel assembly 30 and the radial blanket fuel region 2 further formed around the outer core region 21 by the plurality of radial blanket fuel assemblies 31.
Two.
【００４５】内部ブランケット燃料領域をもつ炉心燃料
集合体２９、及び内部ブランケット燃料領域を持たない
炉心燃料集合体３０における炉心燃料のプルトニウム富
化度は同一であり、また、径方向ブランケット燃料集合
体３１の燃料要素には、ブランケット燃料ペレットを充
填してある。The plutonium enrichment of the core fuel in the core fuel assembly 29 having the inner blanket fuel region and the core fuel assembly 30 having no inner blanket fuel region are the same, and the radial blanket fuel assembly 31 Are filled with blanket fuel pellets.
【００４６】炉心１９の電気出力は１００万ｋＷ、炉心
燃料領域２３の等価直径は３.３ｍ、炉心燃料領域２３
の高さは１ｍであり、また、連続運転期間は１２ケ月、
装荷燃料取出し時の燃料集合体平均の燃焼度は９０ＧＷ
ｄ/ｔである。The electric power of the core 19 is 1,000,000 kW, the equivalent diameter of the core fuel region 23 is 3.3 m, and the core fuel region 23 is
Is 1m high, and the continuous operation period is 12 months,
The average burnup of the fuel assembly when unloading the loaded fuel is 90 GW
d / t.
【００４７】冷却材流量が減少するような原子炉過渡事
象が発生した場合、冷却材である液体ナトリウムの温度
が上昇し、炉心領域全体で中性子の平均エネルギーが増
大し、反応度が高くなることが想定される。When a reactor transient such as a decrease in coolant flow rate occurs, the temperature of the liquid sodium coolant increases, and the average energy of neutrons increases throughout the core region, resulting in high reactivity. Is assumed.
【００４８】しかし、本実施例の場合、炉心１９は、炉
心燃料領域２３よりも冷却材下流側に、液体ナトリウム
体積割合の大きい中性子反射領域２７を設け、更に、中
性子反射領域２７と上部軸方向ブランケット燃料領域２
４との間に、中性子減速物質領域２８を置く構成にして
ある。However, in the case of this embodiment, the reactor core 19 is provided with a neutron reflection region 27 having a large volume ratio of liquid sodium on the downstream side of the coolant from the core fuel region 23, and furthermore, the neutron reflection region 27 and the upper axial direction Blanket fuel area 2
4, a neutron moderating material region 28 is provided.
【００４９】したがって、原子炉の過渡事象時に冷却材
である液体ナトリウムの温度が上昇し、熱膨張により液
体ナトリウムの密度が減少した場合、炉心燃料領域２３
から中性子反射領域２７に漏洩した中性子は、中性子減
速物質領域２８で減速される。この結果、上部軸方向ブ
ランケット領域２４による炉心領域２３への中性子の反
射が、中性子反射領域２７のラッパ管の構造材核種の中
性子吸収反応によって抑止される。更に、上部軸方向ブ
ランケット領域２４における高速核分裂反応の減少と中
性子吸収反応の増大とによって、反応度の増大が緩和さ
れる。Therefore, when the temperature of the liquid sodium as a coolant rises during a transient event of the reactor and the density of the liquid sodium decreases due to thermal expansion, the core fuel region 23
Neutrons leaking from the neutron reflection region 27 are decelerated in the neutron moderator region 28. As a result, the reflection of neutrons from the upper axial blanket region 24 to the core region 23 is suppressed by the neutron absorption reaction of the structural material nuclide of the wrapper tube in the neutron reflection region 27. Furthermore, the reduction in fast fission reactions and the increase in neutron absorption reactions in the upper axial blanket region 24 mitigate the increase in reactivity.
【００５０】なお、ナトリウム密度係数が運転期間を通
じて最も大きくなる、運転サイクル末期の状態における
温度反応度係数は、従来の同出力規模の液体ナトリウム
冷却型高速増殖炉と比べて、負側に約１２０％大幅に小
さくなる。The temperature reactivity coefficient at the end of the operation cycle, in which the sodium density coefficient becomes the largest throughout the operation period, is about 120 to the negative side as compared with the conventional liquid sodium-cooled fast breeder of the same output scale. % Greatly reduced.
【００５１】これに対して、前述の公知例（１）では、
中性子減速物質である水素化ジルコニウム（Ｚｒ
Ｈ1.7）層に隣接して位置する炉心燃料領域における出
力ピ−キング（ｐｏｗｅｒ ｓｐｉｋｅ）の発生を抑止
するために、炉心燃料領域と水素化ジルコニウム層との
間に厚さ数ｃｍ程度のブランケット燃料領域を設けてい
る。このため、反応度の増大の抑制について、本実施例
のような効果は得られない。On the other hand, in the above-mentioned known example (1),
Zirconium hydride (Zr
Output pins in the core fuel region located adjacent to H 1.7) layer - King (power spike occurs to deter the), a thickness of several cm about the blanket fuel between the core fuel region and the zirconium hydride layer An area is provided. Therefore, the effect of suppressing the increase in the reactivity cannot be obtained as in the present embodiment.
【００５２】また、前述の公知例（１）の場合、炉心か
らの径方向の中性子漏洩量を増やすために、炉心の高さ
Ｈと直径Ｄとの比（Ｈ／Ｄ）を１程度とする構成として
あり、炉心の反応度増大を抑制するには、炉心燃料領域
を十分長くとる必要がある。しかし、これは燃料集合体
の全長を増大させるので経済的に不利である。In the case of the above-mentioned known example (1), the ratio (H / D) between the height H and the diameter D of the core is set to about 1 in order to increase the amount of neutron leakage in the radial direction from the core. In order to suppress the increase in the reactivity of the core, it is necessary to make the core fuel region sufficiently long. However, this is economically disadvantageous as it increases the overall length of the fuel assembly.
【００５３】また、前述の公知例（２）の場合、過渡時
の液体ナトリウムの密度減少に伴って炉心から漏れ出た
高速中性子の一部の炉心燃料領域への反射を、上部軸方
向ブランケット領域により防止し、反応度増大に対して
十分な抑制効果を得るには、中性子反射領域を十分長く
とる必要があり、この場合も燃料集合体の全長を増大さ
せるので経済的に不利である。In the case of the above-mentioned known example (2), the reflection of a part of the fast neutrons leaked from the core to the core fuel region due to the decrease in the density of the liquid sodium during the transition is performed in the upper axial blanket region. In order to obtain a sufficient effect of suppressing the increase in the reactivity, it is necessary to make the neutron reflection region long enough. In this case, too, the overall length of the fuel assembly is increased, which is economically disadvantageous.
【００５４】これらに対して、本実施例の炉心は、燃料
集合体の全長の増大を最小限に抑えながら、冷却材流量
減少などのプラント過渡事象時の反応度増大を緩和でき
るようにしてある。On the other hand, in the core of the present embodiment, the increase in reactivity during a plant transient event such as a decrease in coolant flow rate can be mitigated while minimizing the increase in the overall length of the fuel assembly. .
【００５５】本発明の第２実施例を図３を用いて説明す
る。図３は本実施例の燃料集合体の構成図である。A second embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. FIG. 3 is a configuration diagram of the fuel assembly of the present embodiment.
【００５６】本実施例が、前述の第１実施例と比較して
異なる点は、燃料集合体における、中性子減速物質要素
の上部軸方向ブランケット燃料を、超長寿命のマイナー
アクチナイド核種を含むマイナーアクチナイド燃料に置
き換えたことである。したがって、図３が第１実施例の
図１と比較して異なる箇所は、中性子減速物資要素の部
分である。This embodiment is different from the above-described first embodiment in that the upper axial blanket fuel of the neutron moderator element in the fuel assembly includes a very long-lived minor actinide nuclide. That is, it has been replaced with minor actinide fuel. Therefore, FIG. 3 is different from FIG. 1 of the first embodiment in a neutron moderating material element.
【００５７】すなわち、図３において、燃料集合体３２
の中性子減速物資要素３４は、冷却材上流側に中性子減
速物質領域１１を、冷却材下流側にマイナーアクチナイ
ド燃料領域３３を有する構成にしてある。また、中性子
減速物質要素束３５は中性子減速物資要素３４を束ねた
ものであり、マイナーアクチナイド燃料領域３３のペレ
ット長さの合計は３５ｃｍ、中性子減速物質領域１１の
長さは２ｃｍである。That is, in FIG.
The neutron moderating material element 34 is configured to have the neutron moderating substance region 11 on the upstream side of the coolant and the minor actinide fuel region 33 on the downstream side of the coolant. The neutron moderating material element bundle 35 is a bundle of the neutron moderating material elements 34. The total length of the pellets of the minor actinide fuel region 33 is 35 cm, and the length of the neutron moderating material region 11 is 2 cm.
【００５８】ここで、マイナーアクチナイドとは、原子
炉燃料の使用済み燃料の再処理によって生ずる高レベル
放射性廃棄物中に含まれる超ウラン元素(ＴＲＵ：Trans
uranium)のうちの廃棄対象元素のことであり、本実施例
で使用したのは、Ｎｐ、Ａｍ及びＣｍである。Here, the minor actinide is a transuranium element (TRU: Trans) contained in high-level radioactive waste generated by reprocessing of spent fuel of a reactor fuel.
In the present embodiment, Np, Am, and Cm are elements to be discarded.
【００５９】マイナーアクチナイド核種の中には、半減
期が１００万年を超える超長半減期の核種（例えば、
237Ｎｐの半減期は２１４万年）が含まれている。マイ
ナーアクチナイド核種の熱中性子捕獲断面積は、238Ｕ
の数倍大きいので、冷却材温度上昇時に炉心領域の上方
から漏洩し、中性子減速物質領域１１で減速された熱中
性子が、マイナーアクチナイド燃料領域３３で吸収され
る割合は、前述の実施例の上部軸方向ブランケット燃料
（主に238Ｕ）の場合と比べて大きくなる。Some of the minor actinide nuclides have a very long half-life of more than 1 million years (for example,
237 Np has a half-life of 2.14 million years). The thermal neutron capture cross section of the minor actinide nuclide is 238 U
The ratio of thermal neutrons that leak from above the core region when the coolant temperature rises and are decelerated in the neutron moderating material region 11 are absorbed in the minor actinide fuel region 33 is larger than that in the above-described embodiment. The upper axial blanket fuel (mainly 238 U).
【００６０】したがって、本実施例の場合、炉心の反応
度増大の抑制効果も大きくなり、更に、中性子捕獲反応
によって、マイナーアクチナイド核種を、短半減期核種
へ効率良く消滅させることができる。Therefore, in the case of the present embodiment, the effect of suppressing the increase in the reactivity of the reactor core is increased, and the minor actinide nuclide can be efficiently eliminated into the short half-life nuclide by the neutron capture reaction.
【００６１】本発明の第３実施例を図４を用いて説明す
る。図４は本実施例の燃料集合体の構成図である。A third embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. FIG. 4 is a configuration diagram of the fuel assembly of the present embodiment.
【００６２】本実施例が、前述の第１実施例と比較して
異なる点は、燃料集合体における、中性子減速物質要素
の上部軸方向ブランケット燃料を、長寿命核分裂生成物
に置き換えたことである。したがって、図４が第１実施
例の図１と比較して異なる箇所は、中性子減速物資要素
の部分である。This embodiment differs from the first embodiment in that the upper axial blanket fuel of the neutron moderator element in the fuel assembly is replaced by a long-lived fission product. . Therefore, FIG. 4 is different from FIG. 1 of the first embodiment in the portion of the neutron moderating material element.
【００６３】すなわち、図４において、燃料集合体３６
の中性子減速物資要素３８は、冷却材上流側に中性子減
速物質領域１１を、冷却材下流側に長寿命核分裂生成物
質領域３７を有する構成にしてある。また、中性子減速
物質要素束３９は中性子減速物資要素３８を束ねたもの
であり、長寿命核分裂生成物質領域３７のペレット長さ
の合計は３５ｃｍ、中性子減速物質領域１１の長さは２
ｃｍである。That is, in FIG.
The neutron moderating material element 38 has a neutron moderating material region 11 on the upstream side of the coolant and a long-lived fission product region 37 on the downstream side of the coolant. The neutron moderating substance element bundle 39 is a bundle of the neutron moderating substance elements 38. The total length of the pellets of the long-lived fission substance area 37 is 35 cm, and the length of the neutron moderating substance area 11 is 2
cm.
【００６４】長寿命核分裂生成物質領域３７における長
寿命核分裂生成物としては、99Ｔｃ（半減期２１万年）
又は129Ｉ（同１７００万年）を使用している。これら
の核種は、高速炉の中性子エネルギースペクトル領域で
は、中性子捕獲断面積は小さいが、炉心燃料領域から漏
洩した中性子は、中性子減速物質領域１１で減速される
ので、共鳴領域における共鳴吸収反応によって吸収され
る。したがって、冷却材上温時の炉心反応度の増大を緩
和しながら、長寿命核分裂生成物も効果的に消滅するこ
とができる。The long-lived fission products in the long-lived fission product region 37 include 99 Tc (half-life: 210,000 years)
Or 129 I (17 million years ago). These nuclides have a small neutron capture cross section in the neutron energy spectrum region of the fast reactor, but neutrons leaked from the core fuel region are decelerated in the neutron moderator region 11 and are absorbed by the resonance absorption reaction in the resonance region. Is done. Therefore, the long-lived fission products can be effectively eliminated while mitigating the increase in the core reactivity at the time when the coolant is heated.
【００６５】本発明の第４実施例を、図５及び図６を用
いて説明する。図５の（ａ）は本実施例の炉心内各領域
の分布図、図５の（ｂ）は図５の（ａ）の各領域内にお
ける燃料集合体の配置図、図６は図５の冷却材充填集合
体の構成図である。A fourth embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. 5A is a distribution diagram of each region in the core of the present embodiment, FIG. 5B is a layout diagram of the fuel assemblies in each region of FIG. 5A, and FIG. 6 is a diagram of FIG. It is a block diagram of a coolant filling assembly.
【００６６】本実施例は、図５の（ａ）に示すように、
炉心４０の炉心燃料領域４１の外側に位置し、炉心燃料
領域４１を取り囲む径方向ブランケット領域４４に隣接
して、中性子減速物質混入領域４２、更に中性子減速物
質混入領域４２に隣接して炉心４０の中心側に冷却材充
填領域４３を、それぞれ設けた場合である。In this embodiment, as shown in FIG.
The neutron moderating material mixing region 42, located outside the core fuel region 41 of the core 40, adjacent to the radial blanket region 44 surrounding the core fuel region 41, and further adjacent to the neutron moderating material mixing region 42, This is a case where a coolant filling area 43 is provided on the center side.
【００６７】なお、中性子減速物質混入領域４２は、中
性子減速物質を主成分とする領域であり、また、炉心４
０は、上部軸方向ブランケット燃料領域４５、下部軸方
向ブランケット燃料領域４６及び内部ブランケット燃料
領域４７を有している。The neutron moderating substance mixing region 42 is a region containing a neutron moderating material as a main component.
0 has an upper axial blanket fuel region 45, a lower axial blanket fuel region 46 and an inner blanket fuel region 47.
【００６８】図５の（ｂ）には、内部ブランケット燃料
領域をもつ炉心燃料集合体４８、内部ブランケット燃料
領域をもたない炉心燃料集合体４９、径方向ブランケッ
ト燃料集合体５０、中性子減速物質混入集合体５１及び
冷却材充填集合体５２の各配置例を示してある。中性子
減速物質混入集合体５１に用いる中性子減速物質として
は、水素化カルシウム（ＣａＨ2）を用いている。FIG. 5 (b) shows a core fuel assembly 48 having an internal blanket fuel region, a core fuel assembly 49 having no internal blanket fuel region, a radial blanket fuel assembly 50, and a neutron moderating substance mixed therein. An example of each arrangement of the aggregate 51 and the coolant-filled aggregate 52 is shown. As a neutron moderating substance used for the neutron moderating substance mixed aggregate 51, calcium hydride (CaH 2 ) is used.
【００６９】図６には、図５の冷却材充填集合体５２の
構成内容を示してある。冷却材充填領域４３は冷却材流
路になっており、冷却材充填領域４３における冷却材上
流側には、中性子捕獲反応によって発熱する発熱体要素
５３を束ねた発熱体要素束５４を設けてある。発熱体要
素５３に用いる発熱体としては、ハフニウム（Ｈｆ）を
用いている。FIG. 6 shows the configuration of the coolant-filled assembly 52 of FIG. The coolant filling area 43 is a coolant flow path, and a heating element bundle 54 in which heating elements 53 that generate heat by a neutron capture reaction are bundled is provided upstream of the coolant in the coolant filling area 43. . Hafnium (Hf) is used as a heating element used for the heating element 53.
【００７０】更に、冷却材流入部１７の流動抵抗を、内
部ブランケット燃料領域をもつ炉心燃料集合体４８、及
び内部ブランケット燃料領域をもたない炉心燃料集合体
４９のそれよりも大きく設定してある。Further, the flow resistance of the coolant inflow portion 17 is set to be larger than that of the core fuel assembly 48 having the internal blanket fuel region and the core fuel assembly 49 having no internal blanket fuel region. .
【００７１】したがって、冷却材流量が減少するような
原子炉過渡事象が発生した場合、冷却材流入部１７の流
動抵抗が大きな冷却材充填集合体５２の冷却材流量の減
少割合は、内部ブランケット燃料領域をもつ炉心燃料集
合体４８、及び内部ブランケット燃料領域をもたない炉
心燃料集合体４９のそれを上回ることになる。Therefore, when a reactor transient event occurs in which the coolant flow rate decreases, the rate of decrease in the coolant flow rate of the coolant-filled assembly 52 having a large flow resistance in the coolant inflow section 17 depends on the internal blanket fuel. Core fuel assemblies 48 with zones and core fuel assemblies 49 without internal blanket fuel zones.
【００７２】その結果、発熱体要素５３の発熱によっ
て、冷却材充填集合体５２内の冷却材充填領域４３を流
れる冷却材の密度は、内部ブランケット燃料領域をもつ
炉心燃料集合体４８、及び内部ブランケット燃料領域を
もたない炉心燃料集合体４９のそれよりも小さくなる。
したがって、炉心燃料領域４１から冷却材充填集合体５
２に漏洩する径方向の中性子量が増大する。As a result, due to the heat generated by the heating element 53, the density of the coolant flowing through the coolant filling region 43 in the coolant filling assembly 52 is reduced by the core fuel assembly 48 having the internal blanket fuel region and the internal blanket. It is smaller than that of the core fuel assembly 49 having no fuel region.
Therefore, the coolant-filled assembly 5
2, the amount of neutrons in the radial direction leaking increases.
【００７３】この径方向の漏洩中性子は、中性子減速物
質混入集合体５１によって減速される。したがって、径
方向ブランケット燃料領域４４による炉心燃料領域４１
への中性子の反射が、冷却材充填集合体５２のラッパ管
等の構造材核種の中性子吸収反応によって抑止される。
更に、径方向ブランケット燃料領域４４における高速核
分裂反応の減少と中性子吸収反応の増大とによって、反
応度の増大が緩和される。The leaked neutrons in the radial direction are decelerated by the neutron moderating substance mixed aggregate 51. Therefore, core fuel region 41 by radial blanket fuel region 44
The reflection of neutrons into the nucleus is suppressed by the neutron absorption reaction of structural nuclides such as the wrapper tube of the coolant-filled assembly 52.
Further, the reduction in fast fission reactions and the increase in neutron absorption reactions in the radial blanket fuel region 44 mitigate the increase in reactivity.
【００７４】また、本実施例では、冷却材流量の減少に
伴い、内部ブランケット燃料領域をもつ炉心燃料集合体
４８、及び内部ブランケット燃料領域をもたない炉心燃
料集合体４９の各内部の冷却材の昇温が十分でない場合
でも、炉心反応度の増大を緩和することができる。Further, in this embodiment, as the coolant flow rate decreases, the coolant inside each core fuel assembly 48 having an internal blanket fuel region and the core fuel assembly 49 having no internal blanket fuel region is provided. Even when the temperature rise of the reactor is not sufficient, it is possible to mitigate an increase in the core reactivity.
【００７５】なお、本発明の各実施例では、中性子減速
物質として、水素化カルシウムを使用したが、これを他
の中性子減速物質、例えば、水素化ジルコニウム（Ｚｒ
Ｈ1. 7）や酸化ベリリウム（ＢｅＯ）と置き換えても、
同様の効果を得ることができる。In each of the embodiments of the present invention, calcium hydride was used as a neutron moderating substance, but this was replaced with another neutron moderating substance, for example, zirconium hydride (Zr
Be replaced with H 1. 7) or beryllium oxide (BeO),
Similar effects can be obtained.
【００７６】[0076]
【発明の効果】本発明によれば、高速増殖炉において、
冷却材である液体ナトリウムの温度上昇に伴う炉心の反
応度増大を緩和し、冷却材流量減少などの原子炉の過渡
事象時に高い安全性を確保することができる。According to the present invention, in a fast breeder reactor,
It is possible to mitigate an increase in the reactivity of the reactor core due to a rise in the temperature of the liquid sodium as a coolant, and to ensure high safety during a reactor transient event such as a decrease in coolant flow rate.
【００７７】また、燃料集合体全長の増大を最小限に抑
え、物量削減による大きな経済効果を得ることができ
る。Further, an increase in the total length of the fuel assembly can be minimized, and a great economic effect can be obtained by reducing the amount of fuel.
【図１】本発明の第１実施例の燃料集合体の構成図であ
る。FIG. 1 is a configuration diagram of a fuel assembly according to a first embodiment of the present invention.
【図２】本発明の第１実施例の炉心の構成図である。FIG. 2 is a configuration diagram of a core according to the first embodiment of the present invention.
【図３】本発明の第２実施例の燃料集合体の構成図であ
る。FIG. 3 is a configuration diagram of a fuel assembly according to a second embodiment of the present invention.
【図４】本発明の第３実施例の燃料集合体の構成図であ
る。FIG. 4 is a configuration diagram of a fuel assembly according to a third embodiment of the present invention.
【図５】本発明の第４実施例の炉心の構成図である。FIG. 5 is a configuration diagram of a core according to a fourth embodiment of the present invention.
【図６】本発明の第４実施例の冷却材充填集合体の構成
図である。FIG. 6 is a configuration diagram of a coolant-filled aggregate according to a fourth embodiment of the present invention.
１、３２、３６…燃料集合体、２…冷却材上流側の炉心
燃料物質領域、３…冷却材下流側の炉心燃料物質領域、
４、２５、４７…内部ブランケット燃料領域、５、２
６、４６…下部軸方向ブランケット燃料領域、６、２
３、４１…炉心燃料領域、７…ガスプレナム、８…燃料
要素、９…燃料要素束、１０、２７…中性子反射領域、
１１、２８…中性子減速物質領域、１２、２４、４５…
上部軸方向ブランケット燃料領域、１３、３４、３８…
中性子減速物質要素、１４、３５、３９…中性子減速物
質要素束、１５…冷却材流路、１６…ラッパ管、１７…
冷却材流入部、１８…冷却材流出部、１９、４０…炉
心、２０…内側炉心領域、２１…外側炉心領域、２２、
４４…径方向ブランケット燃料領域、２９、４８…内部
ブランケット燃料領域をもつ炉心燃料集合体、３０、４
９…内部ブランケット燃料領域をもたない炉心燃料集合
体、３１、５０…径方向ブランケット燃料集合体、３３
…マイナーアクチナイド燃料領域、３７…長寿命核分裂
生成物質領域、４２…中性子減速物質混入領域、４３…
冷却材充填領域、５１…中性子減速物質混入集合体、５
２…冷却材充填集合体、５３…発熱体要素、５４…発熱
体要素束。1, 32, 36 ... fuel assembly, 2 ... core fuel material region on the upstream side of the coolant, 3 ... core fuel material region on the downstream side of the coolant,
4, 25, 47 ... Internal blanket fuel area, 5, 2
6, 46 ... lower axial blanket fuel area, 6, 2
3, 41: core fuel region, 7: gas plenum, 8: fuel element, 9: fuel element bundle, 10, 27: neutron reflection region,
11, 28 ... neutron moderating substance region, 12, 24, 45 ...
The upper axial blanket fuel zone, 13, 34, 38 ...
Neutron moderating substance elements, 14, 35, 39 ... neutron moderating substance element bundle, 15 ... coolant channel, 16 ... trumpet tube, 17 ...
Coolant inflow section, 18 coolant outflow section, 19, 40 core, 20 inner core area, 21 outer core area, 22,
44 ... radial blanket fuel zone, 29, 48 ... core fuel assembly with internal blanket fuel zone, 30, 4
9 ... core fuel assembly without internal blanket fuel zone, 31, 50 ... radial blanket fuel assembly, 33
... minor actinide fuel region, 37 ... long-lived fission product region, 42 ... neutron moderating material mixing region, 43 ...
Coolant filling area, 51: neutron moderating substance mixed aggregate, 5
2. Coolant-filled aggregate, 53: Heating element, 54: Heating element bundle.
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 平５−157865（ＪＰ，Ａ) 特開 平６−66978（ＪＰ，Ａ) 特開 平５−297170（ＪＰ，Ａ) 特開 昭50−66691（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21C 3/28 G21C 3/30 G21C 5/00 G21C 5/18 ──────────────────────────────────────────────────続 き Continuation of the front page (56) References JP-A-5-157865 (JP, A) JP-A-6-66978 (JP, A) JP-A-5-297170 (JP, A) 66691 (JP, A) (58) Fields investigated (Int. Cl. 7 , DB name) G21C 3/28 G21C 3/30 G21C 5/00 G21C 5/18
Claims (6)
親物質を主成分とするブランケット燃料、前記炉心燃料
及び前記ブランケット燃料を被覆管に封入した燃料要
素、前記燃料要素を束ね、前記燃料要素の間の空隙を冷
却材の流路とする燃料要素束、中性子散乱物質と冷却材
の流路とを有する中性子反射領域、前記ブランケット燃
料と中性子減速物質とを被覆管に封入した中性子減速物
質要素を束ね、前記中性子減速物質要素の間の空隙を冷
却材の流路とする中性子減速物質要素束、前記燃料要素
束と前記中性子反射領域と前記中性子減速物質要素束と
を取り囲むラッパ管、及び前記ラッパ管の端部に設けて
ある冷却材流入部・流出部を有する燃料集合体におい
て、前記燃料要素が冷却材上流側に炉心燃料領域、冷却
材下流側に炉心燃料領域、及び前記両炉心燃料領域に挾
まれたブランケット燃料領域を有し、前記中性子減速物
質要素が冷却材上流側に中性子減速物質領域、及び冷却
材下流側に上部軸方向ブランケット燃料領域を有し、前
記中性子反射領域が前記燃料要素束よりも冷却材下流側
に、前記中性子減速物質要素束が前記中性子反射領域よ
りも冷却材下流側にそれぞれ位置し、前記中性子反射領
域の冷却材流路断面積が前記燃料要素束の冷却材流路断
面積より大きいことを特徴とする燃料集合体。1. A core fuel enriched in fissile material, a blanket fuel containing a fuel parent material as a main component, a fuel element in which the core fuel and the blanket fuel are sealed in a cladding tube, and the fuel element bundled, A fuel element bundle having a gap between elements as a flow path of a coolant, a neutron reflection region having a neutron scattering substance and a flow path of a coolant, and a neutron moderating substance in which the blanket fuel and a neutron moderating substance are sealed in a cladding tube. A neutron moderating material element bundle that bundles elements, and has a gap between the neutron moderating material elements as a flow path of a coolant, a wrapper tube surrounding the fuel element bundle, the neutron reflection region and the neutron moderating material element bundle, and In a fuel assembly having a coolant inflow portion and an outflow portion provided at an end of the wrapper tube, the fuel element has a core fuel region upstream of the coolant and a core fuel region downstream of the coolant. And a blanket fuel region sandwiched between the core fuel regions, wherein the neutron moderating material element has a neutron moderating material region upstream of the coolant, and an upper axial blanket fuel region downstream of the coolant. The neutron reflection region is located on the coolant downstream side of the fuel element bundle, and the neutron moderating substance element bundle is located on the coolant downstream side of the neutron reflection region, and the coolant flow path cross-sectional area of the neutron reflection region Is larger than a cross-sectional area of a coolant passage of the fuel element bundle.
料、燃料親物質を主成分とするブランケット燃料、前記
炉心燃料及び前記ブランケット燃料を被覆管に封入した
燃料要素、前記燃料要素を束ね、前記燃料要素の間の空
隙を冷却材の流路とする燃料要素束、中性子散乱物質と
冷却材の流路とを有する中性子反射領域、前記ブランケ
ット燃料と中性子減速物質とを被覆管に封入した中性子
減速物質要素を束ね、前記中性子減速物質要素の間の空
隙を冷却材の流路とする中性子減速物質要素束、前記燃
料要素束と前記中性子反射領域と前記中性子減速物質要
素束とを取り囲むラッパ管、及び前記ラッパ管の端部に
設けてある冷却材流入部・流出部を有する燃料集合体に
おいて、前記燃料要素が冷却材上流側に炉心燃料領域、
冷却材下流側に炉心燃料領域、及び前記両炉心燃料領域
に挾まれたブランケット燃料領域を有し、前記中性子減
速物質要素が冷却材上流側に中性子減速物質領域、及び
冷却材下流側にマイナーアクチナイド燃料領域を有し、
前記マイナ ーアクチナイド燃料領域はマイナーアクチナ
イド核種である、Ｎｐ、Ａｍ及びＣｍのうちのいずれか
１つを主成分とするマイナーアクチナイド燃料を有し、
前記中性子反射領域が前記燃料要素束よりも冷却材下流
側に、前記中性子減速物質要素束が前記中性子反射領域
よりも冷却材下流側にそれぞれ位置し、前記中性子反射
領域の冷却材流路断面積が前記燃料要素束の冷却材流路
断面積より大きいことを特徴とする燃料集合体。2. A core fuel enriched in a fuel region fissile material, a blanket fuel mainly composed of a fuel parent material, a fuel element in which the core fuel and the blanket fuel are sealed in a cladding tube, and a bundle of the fuel elements. A fuel element bundle having a gap between the fuel elements as a coolant flow path, a neutron reflection region having a neutron scattering substance and a coolant flow path, and a neutron in which the blanket fuel and a neutron moderating substance are sealed in a cladding tube. A neutron moderating material element bundle in which moderating material elements are bundled and a gap between the neutron moderating material elements is used as a flow path of a coolant, and a wrapper tube surrounding the fuel element bundle, the neutron reflection region, and the neutron moderating material element bundle And a fuel assembly having a coolant inlet / outlet provided at an end of the wrapper tube, wherein the fuel element has a core fuel region upstream of the coolant,
A core fuel region downstream of the coolant, and a blanket fuel region sandwiched between the core fuel regions, wherein the neutron moderating material element is a neutron moderating material region upstream of the coolant, and a minor activator is downstream of the coolant. Having a nide fuel region,
The minor Akuchinaido fuel region minor actinide Na
One of Np, Am and Cm, which are id nuclides
It has a minor actinide fuel containing one as a main component,
The neutron reflection region is located on the coolant downstream side of the fuel element bundle, and the neutron moderating substance element bundle is located on the coolant downstream side of the neutron reflection region, and the coolant flow path cross-sectional area of the neutron reflection region Is larger than a cross-sectional area of a coolant passage of the fuel element bundle.
親物質を主成分とするブランケット燃料、前記炉心燃料
及び前記ブランケット燃料を被覆管に封入した燃料要
素、前記燃料要素を束ね、前記燃料要素の間の空隙を冷
却材の流路とする燃料要素束、中性子散乱物質と冷却材
の流路とを有する中性子反射領域、前記ブランケット燃
料と中性子減速物質とを被覆管に封入した中性子減速物
質要素を束ね、前記中性子減速物質要素の間の空隙を冷
却材の流路とする中性子減速物質要素束、前記燃料要素
束と前記中性子反射領域と前記中性子減速物質要素束と
を取り囲むラッパ管、及び前記ラッパ管の端部に設けて
ある冷却材流入部・流出部を有する燃料集合体におい
て、前記燃料要素が冷却材上流側に炉心燃料領域、冷却
材下流側に炉心燃料領域、及び前記両炉心燃料領域に挾
まれたブランケット燃料領域を有し、前記中性子減速物
質要素が冷却材上流側に中性子減速物質領域、及び冷却
材下流側に超長寿命核分裂生成物質領域を有し、前記超
長寿命核分裂生成物質領域は、超長寿命核分裂生成核種
である、 99 Ｔｃ及び 129 Ｉのうちのいずれか１つを主成
分とする超長寿命核分裂生成物質を有し、前記中性子反
射領域が前記燃料要素束よりも冷却材下流側に、前記中
性子減速物質要素束が前記中性子反射領域よりも冷却材
下流側にそれぞれ位置し、前記中性子反射領域の冷却材
流路断面積が前記燃料要素束の冷却材流路断面積より大
きいことを特徴とする燃料集合体。3. A core fuel enriched in fissile material, a blanket fuel mainly composed of a fuel parent material, a fuel element in which the core fuel and the blanket fuel are sealed in a cladding tube, and the fuel element bundled together, A fuel element bundle having a gap between elements as a flow path of a coolant, a neutron reflection region having a neutron scattering substance and a flow path of a coolant, and a neutron moderating substance in which the blanket fuel and a neutron moderating substance are sealed in a cladding tube. A neutron moderating material element bundle that bundles elements, and has a gap between the neutron moderating material elements as a flow path of a coolant, a wrapper tube surrounding the fuel element bundle, the neutron reflection region and the neutron moderating material element bundle, and In a fuel assembly having a coolant inflow portion and an outflow portion provided at an end of the wrapper tube, the fuel element has a core fuel region upstream of the coolant and a core fuel region downstream of the coolant. And a blanket fuel region sandwiched between the core fuel regions, wherein the neutron moderating material element has a neutron moderating material region upstream of the coolant, and an ultra-long-lived fission product material region downstream of the coolant. , The super
The long-lived fission product region is an ultra-long-lived fission product nuclide
Which is one of 99 Tc and 129 I
And the neutron reflection region is located downstream of the coolant from the fuel element bundle, and the neutron moderating element bundle is located downstream of the coolant from the neutron reflection region. A fuel assembly, wherein a coolant flow path cross-sectional area of the neutron reflection region is larger than a coolant flow path cross-sectional area of the fuel element bundle.
親物質を主成分とするブランケット燃料、前記炉心燃料
及び前記ブランケット燃料を被覆管に封入した燃料要
素、前記燃料要素を束ね、前記燃料要素の間の空隙を冷
却材の流路とする燃料要素束、中性子散乱物質と冷却材
の流路とを有する中性子反射領域、前記ブランケット燃
料と中性子減速物質とを被覆管に封入した中性子減速物
質要素を束ね、前記中性子減速物質要素の間の空隙を冷
却材の流路とする中性子減速物質要素束、前記燃料要素
束と前記中性子反射領域と前記中性子減速物質要素束と
を取り囲むラッパ管、及び前記ラッパ管の端部に設けて
ある冷却材流入部・流出部を有する燃料集合体におい
て、前記中性子減速物質要素が冷却材上流側に中性子減
速物質領域、及び冷却材下流側に上部軸方向ブランケッ
ト燃料領域を有し、前記中性子反射領域が前記燃料要素
束よりも冷却材下流側に、前記中性子減速物質要素束が
前記中性子反射領域よりも冷却材下流側にそれぞれ位置
していることを特徴とする燃料集合体。4. A core fuel enriched in fissile material, a blanket fuel containing a fuel parent material as a main component, a fuel element in which the core fuel and the blanket fuel are sealed in a cladding tube, and the fuel element bundled, A fuel element bundle having a gap between elements as a flow path of a coolant, a neutron reflection region having a neutron scattering substance and a flow path of a coolant, and a neutron moderating substance in which the blanket fuel and a neutron moderating substance are sealed in a cladding tube. A neutron moderating material element bundle that bundles elements, and has a gap between the neutron moderating material elements as a flow path of a coolant, a wrapper tube surrounding the fuel element bundle, the neutron reflection region and the neutron moderating material element bundle, and In a fuel assembly having a coolant inflow portion and an outflow portion provided at an end of the wrapper tube, the neutron moderating substance element has a neutron moderating substance region upstream of a coolant, and a coolant. An upstream axial blanket fuel region is provided on the downstream side, and the neutron reflection region is located on the coolant downstream side of the fuel element bundle, and the neutron moderating substance element bundle is located on the coolant downstream side of the neutron reflection region. A fuel assembly characterized in that:
炉心の内部における前記炉心の半径方向内側領域に、請
求項４記載の燃料集合体が前記炉心の内部における前記
炉心の半径方向外側領域に位置していることを特徴とす
る高速増殖炉の炉心。5. The fuel assembly according to claim 1, 2 or 3, in a radially inner region of the core inside the core, and the fuel assembly according to claim 4 in the radial direction of the core inside the core. A fast breeder reactor core, wherein the core is located in an outer region.
合体を複数個束ねた炉心領域、中性子減速物質を装荷し
前記炉心領域を取り囲む中性子減速物質領域、及びブラ
ンケット燃料ペレットを装荷し前記中性子減速物質領域
を取り囲むブランケット燃料集合体を複数個束ねた径方
向ブランケット領域を有する高速増殖炉の炉心におい
て、前記炉心領域と前記中性子減速物質領域との間に、
中性子捕獲反応によって発熱する発熱体要素を束ねた発
熱体要素束、冷却材流路、及び前記発熱体要素束と前記
冷却材流路とを取り囲むラッパ管を有する冷却材充填集
合体を配置したことを特徴とする高速増殖炉の炉心。6. A core region in which a plurality of core fuel assemblies loaded with core fuel pellets are bundled, a neutron moderating material region loaded with a neutron moderating material and surrounding the core region, and a neutron moderating material loaded with blanket fuel pellets. In the core of a fast breeder reactor having a radial blanket region in which a plurality of blanket fuel assemblies surrounding the region are bundled, between the core region and the neutron moderating material region,
A coolant-filled assembly having a heating element bundle, which is a bundle of heating elements that generate heat by a neutron capture reaction, a coolant channel, and a wrapper tube that surrounds the heating element bundle and the coolant channel. A fast breeder reactor core characterized by:
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