(57)【要約】【課題】  本発明の課題は、安価な２３８Ｕ燃料（劣化ウランあるいは天然ウラン）を主燃料として持続的に運用出来るように、プルトニウム増殖生産能力の高い高速炉を実現する。【解決手段】  本発明の高速炉は、冷却通路（３ｃ）を持つ金属燃料ブロック３を多重に積んで炉心燃料体（１）を構成し、定期的に頂部の燃焼度が進んだ金属燃料ブロック（３Ｔ）を搬出して、同時に炉心燃料体（１）の底に新金属燃料ブロック（３Ｂ）を補充する機能を有する、さらに金属燃料ブロック補充装置において、操業中に炉外より金属燃料ブロック（３Ｂ）を搬入して炉心燃料体（１）の底に補充する機能を持つ。【選択図】図４
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
冷却通路３ｃを持つ金属燃料ブロック（３）を多重に積んで炉心燃料体（１）を構成する高速炉
【請求項２】
請求項１において、定期的に頂部の燃焼度が進んだ金属燃料ブロック（３Ｔ）を搬出して、その後に炉心燃料体（１）の底に新金属燃料ブロック（３Ｂ）を補充する機能を持つ高速炉
【請求項３】
請求項２において、液封式金属燃料ブロッグ装入装置（５ｔ）と側圧式炉心燃料体支持装置（５ｐ）を持つことで、炉操業を中断することなく、炉外より炉心燃料体（１）の底に新金属燃料ブロック（３Ｂ）を補充する機能を持つ高速炉
【請求項４】
請求項１において、環状反射体（６）と炉心燃料体（１）との間にナトリウム液流量調整装置（６ｃ）を設けた高速炉
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】本発明は、ナトリウム冷却高速炉に関する。
【背景技術】
【０００２】  パリ協定で今世紀後半の早い時期にＧＨＧ排出ゼロが目標とされている、それには大規模な原子力利用推進が不可欠である。  現状実用原子炉は軽水炉が殆どである。
軽水炉の主燃料は、天然ウラン（０．７％２３５Ｕ，９９．３％２３８Ｕ）からの２３５Ｕ濃縮燃料であり、豊富にある２３８Ｕは一部しか利用されていない。２３８ＵからＰｕ（プルトニウム）燃料を効率的に増殖生産する高速炉が切望されている。【０００３】  既存のナトリウム冷却高速炉の大半は、もんじゅに代表される円柱ペレット状の酸化物燃料を詰め込んだ被覆管付き燃料棒を使用している。  図１にもんじゅ型の炉心の概要構成を示す。  表１に既存の代表的な燃料棒の比較表を示す。
核分裂燃焼する炉心燃料体（１）とその周りに劣化ウラン（９９．８％２３８Ｕ）から成るブランケット体（２）を配置している。  その炉心燃料体（１）は燃料棒の集合体（１６９本の燃料棒）を１９８個（燃料棒総数３３４６２本）で構成されている。  この燃料棒内の上下にも酸化物燃料ペレット柱を挟むように、ブランケット燃料ペレットが詰め込まれている。
炉心燃料体（１）から発生した中性子束流をブランケット体（２）に照射して、Ｐｕ（プルトニウム）増殖を進める。  初期の炉心燃料体（１）（例１８％Ｐｕ）の熱出力は力強いが、燃料交換時期に近づくと、Ｐｕ燃料が消耗して出力が低下してくる。
一方、当初のブランケット体（２）は、当初は殆ど燃焼しないが、燃料交換時期には、全体燃焼の２割まで燃焼する。  燃料交換の前後で全体熱出力も変動する。
そこで一度に炉全体の燃料を交換するのではなく、３回に分割して燃料交換をしている。制御棒も利用して一定の熱出力に制御している。
このように固定された炉心燃料体（１）とブランケット体（２）の燃焼状況は絶えず変化しており、複雑な炉操業と頻繁な燃料交換作業が要求される。
酸化物燃料は、核分裂反応が進むと膨張するので、その膨張代（この膨張代を見込んだものがスネア密度と称される）だけ大きな内径の耐熱金属製被覆管で酸化物燃料を保護している。  さらに各燃料棒を等間隔に保ち、均等な冷却通路を確保するために、スペーサー、ラッパ管の金属構造物を要する。  もんじゅ型では、耐蝕性のステンレス鋼を被覆管に使うが、これに強い高速中性子が衝突して、ボイドスウェリングいう膨張現象が、発生する、これが燃料棒の耐用寿命を制限する。
これらの金属構造物は炉心燃料体のスペースも占めるので、重金属密度が上がらず、結果としてもんじゅ型のＰｕ増殖効率（＝増殖Ｐｕ濃度／燃焼度）が０．２〜０．３と低い。頻繁に燃料棒交換が要求され、この燃料交換作業で稼働率も下がる。
この燃料交換に伴う使用済み燃料の再生処理費用とその所要時間も大きい、総じてＰｕ増殖生産能力が低く、高コストとなる。【０００４】  本発明と関連性が深いのが４Ｓ（Ｓｕｐｅｒ  Ｓａｆｅ  Ｓｍａｌｌ  ＆  Ｓｉｍｐｌｅ）型高速炉（東芝・電中研が開発中）である。  この４Ｓ型高速炉は、本発明の新型高速炉と同様に、金属燃料（１０％ジルコニウムと９０％Ｕ・Ｐｕの合金）を使っている。  重金属密度が高く（１４．２）、熱伝導性に優れ、耐熱限界は８００℃である。  これ以上高温になると、内包されていた揮発性ＦＰ（キセノン・クリプトン等）が気化して、急膨張する。
金属燃料の利点は、乾式高温冶金方法が利用出来ることである。  この方法の利点は、低コスト（もんじゅ型の湿式ピューレックス方法の１／１６）であること、回収されたＰｕの核兵器転用が不可能である。
４Ｓ型高速炉では、４ｍ長燃料棒からなる炉心燃料体（１）を使用しており、環状反射体（６）を下降させて、燃料交換無しで４０年間も持続運転が出来る。  特に核拡散防止性と安全性に優れており、これらの利点は得難いものである。
だが、被覆管付き棒状燃料を使用している点で、もんじゅ型と共通する問題点を持っている。  金属燃料でも、燃焼度が進むと酸化物燃料と同様に膨張し、それにボイドスウェリングの複合作用が加わり、もんじゅ型よりも大きく膨張する傾向がある。  仮に被覆管などの金属構造物が無いと、多数の燃料棒がそれぞれ自由に膨張変形してしまい、炉心燃料体（１）内の重金属密度と冷却通路広さに大きな偏りが発生し、正常な炉運転が出来なくなる。  現状では核燃料コストが高く、４０年間持続運転用の大量の核燃料が要る。【０００５】
【表１】
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【先行技術文献】
【非特許文献】
【０００６】
【非特許文献１】著書名  基礎高速炉工学  監修  堀雅夫  編集  基礎高速工学編集委員会  発行所  日刊工業新聞
【０００７】
【非特許文献２】著書名  「超小型原子炉」なら日本も世界も救われる！  原子力と５０年「服部禎男」大激白  著者  大下英治  発行所  ヒカルランド  初版２０１１年１１月  著者はジャーナリストだが、本文内容は元電力中央研究所の服部禎男氏（４Ｓ型小型高速炉の初明者）が著述している。優れた技術資料であり、特に金属燃料には詳しく、金属燃料の発生地・米国アルゴンヌ研究所の研究報告に基づく。
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】  本発明の課題は、安価な２３８Ｕ燃料（劣化ウランあるいは天然ウラン）を主燃料として持続的運用し、Ｐｕ（プルトニウム）増殖生産能力の高い高速増殖炉を実現することであり、具体的には、高速増殖炉の増殖効率（増殖度／燃焼度）を大幅に改善することである。現状のもんじゅ型の増殖効率は、０．２〜０．３と低い。  この増殖効率が低い要因の一つは、金属構造物（被覆管・スペーサ・ラッパ管）に多量の中性子が吸収されることである。  一般的なプルトニウム核燃料のナトリウム冷却高速炉では、１００個の核分裂反応において、約３０〜４０個の中性子がこれらの金属構造物に吸収されている。  その分だけ増殖効率が低下する。【０００９】  もう一つの要因は、２３８Ｕの核分裂反応割合が小さい。（Ｐｕ燃料のもんじゅ型高速炉で１０〜１３％）２３８Ｕの核分裂は、しきい値以上の高いエネルギーの中性子でないと発生しない。  核分裂直後の中性子のエネルギーは高く、十分に２３８Ｕを核分裂させられるが、急速にそのエネルギーが減衰してしまう。
しきい値以下までに減衰すると、２３８Ｕの核分裂反応は止まる。  それと被覆管などの金属構造物と高速中性子との非弾性散乱でも減衰してしまう。  この２３８Ｕの核分裂反応割合は、炉心の平均２３８Ｕ密度と大きく関係する。
２３８Ｕの核分裂反応割合が小さいのは、前述の被覆管などの金属構造物が占めるスペースが大きく、２３８Ｕの密度が小さくなる。
以上、被覆管などの金属構造物がＰｕ増殖効率低下の主要因である。
それで、被覆管の厚みを薄くしたい所だが、燃焼度耐用限界の制約がある。  燃焼度が低いと燃料交換頻度と、使用済燃料再生処理量が大きくなり、全体の増殖生産能力が低下する。  燃焼度を上げようとすれば、被覆管の耐久度を上げるために被覆管の厚みを増すことになるが、中性子を吸収する金属構造物量が増大するために、重金属密度が低下し、Ｐｕ増殖効率が低下する。
この矛盾する技術的難点が、被覆管付き燃料棒方式に存在している。
【課題を解決するための手段】
【００１０】  本発明の高速炉は、冷却通路を持つ金属燃料ブロック（３）を積んで炉心燃料体（１）を構成し、定期的（例５０日）に炉心燃料体（１）の頂部にある燃焼度が進んだ金属燃料ブロック（３Ｔ）を搬出し、その代わりに炉心燃料体１の底に新金属燃料ブロック（３Ｂ）を補充する機能を持つ。
さらに金属燃料ブロック（３Ｂ）補充方法において、操業中に炉外より新金属燃料ブロック（３Ｂ）を搬入して炉心燃料体（１）の底から補充出来る機能を持つ。
【発明の効果】
【００１１】  この発明の最大特徴は金属構造物が不要である。
従来の金属燃料棒と同様に金属燃料ではあるので、燃焼度が高くなると膨張し、強度も低下してくるなどの問題はあるが、多重積み構造なので構造体として問題は無い。
構造金物が無いことで、重金属密度が高く（６８４０ｋｇ／ｍ３）、重金属内での２３８Ｕ比率も高く、もんじゅと比較して２３８Ｕの密度が３倍も高い。
それで、２３８Ｕの核分裂反応率が２４％（もんじゅ型１０〜１３％）と高くなる。  燃焼度の進んだ金属燃料ブロック（３Ｔ）を搬出させることで、炉心燃料体（１）の上は、常に厚いナトリウム液層（８）で覆われ、中性子束流の漏れを防いでいる。  中性子を捕獲する金属構造物も無く、その結果、Ｐｕ増殖効率（＝Ｐｕ増殖増濃度／燃焼度）が０．８と高い。
この高速炉を多並列に配備して、高稼働率で大量にＰｕ増殖生産が出来る。  被覆管が無いことで、優れた冷却機能を持つ格子状のナトリウム液冷却通路（３ｃ）が設計出来る。この利点により、一次ナトリウム出口温度を高く出来て、発電熱効率が向上し、核分裂反応による膨張現象も軽減出来る。
この新型高速増殖炉の高いＰｕ増殖生産能力を活用すると、この炉の装入燃料である金属燃料ブロック（３）に安価な劣化ウランが使える。  劣化ウランだけでは燃えにくいので、この新型高速増殖炉から搬出された金属燃料ブロック（３Ｔ）の内、３０％を乾式高温冶金法で回収されたウランとプルトニウムを再利用する方法が考えられる。  もんじゅ型で利用されている湿式ピューレックス法の１／１６の低コストの再処理コストであり、且つ工程も短く、格段に低コストになる。  残り７０％は、４Ｓ型高速炉・軽水炉など各種原子炉の核燃料に利用出来る。
【図面の簡単な説明】
【００１２】
【図１】既存方式の高速増殖炉（もんじゅ型）の炉心概要図を示す。
【図２】既存方式の高速増殖炉（４Ｓ型高速炉）の炉心概要図を示す。
【図３】本発明の金属燃料ブロック多重積み型高速炉（発電量１００ＭＷ級）の一例（炉心燃料体移動方式）を示す全体断面概要図
【図４】図３において、炉心燃料体（１）を構成する金属燃料ブロック（３）の詳細説明図と通常炉操業状態と金属燃料ブロック（３）の搬出・補充作業状態との作業サイクルを説明する概要図を示す。
【図５】本発明の金属燃料ブロック多重積み型高速炉（発電量１００ＭＷ級）のもう一つの例（反射体移動方式）を示す炉心概要図である。
【発明を実施するための形態】
【００１３】  図３、図４に本発明の発電能力１００ＭＷの実施例を示すもので、Ｐｕ増殖生産能力を最大限にするように炉操業方法が設計されている。
図４に示すように金属燃料ブロック（３）は、ドーナツ状の外形で直径７４ｃｍ、高さ５ｃｍ重量約１５０ｋｇで、冷却通路（３ｃ）を内蔵する。  この金属燃料ブロック（３）の材質は、重金属（劣化ウランに２．８％Ｐｕを添加したもの）と１０％ジルコニウムとの合金である。  これを２０段積み重ねて、本発明の高速炉の炉心燃料部（１）を構成する。強地震でもくずれないように嵌め合い構造にして積み重ねている。
冷却通路（３ｃ）は、４．４ｍｍ厚の金属板を格子上に組み上げて、形成されている。格子が重なる部分に冷却溝を設けて、均一に冷却出来るように綿密に作られている。
この炉心燃料体１の核分裂反応による膨張変形があっても、常に冷却通路（３ｃ）は健在である、冷却通路（３ｃ）自体も相対的に膨張するからである。
これらの利点により、一次ナトリウム温度が入口４３０℃／出口５９０℃に上げられる。これで発電熱効率が向上する、主燃焼帯（１ｂ）の温度も高く保持出来る。
ボイドスウェリングとは、強力な高エネルギー中性子照射を受ける主燃焼帯（１ｂ）で発生する現象で、金属結晶格子に原子空孔が発生して、膨張する現象である。  ボイドスウェリングは、０．５５Ｔｍ（金属燃料の融点絶対温度Ｔｍの５５％）以上、すなわち４９３℃以上では、その原子空孔を埋める働きをする転位現象が十分に発生し、ボイドスウェリングを抑制する。  金属燃料ブロックの構造であれば、主燃焼帯（１ｂ）の９６％以上は４９３℃以上になるので、ボイドスウェリングは抑制出来る。
金属燃料ブロック３の多重積込みの炉心燃料体（１）は、周りに環状反射体（６）と上部に厚いナトリウム液（８）の液層を持つことで、中性子の漏洩を防いでいる。  真ん中の空間は、制御用に利用されており、通常は流量調整を行う昇降式反射体棒（７）で塞がれている。
【００１４】  炉心燃料体（１）は、通常、昇降式支持板装置（１ｓ）で支持されている。  炉心燃料体（１）の主燃焼帯（１ｂ）は、全燃焼の９０％を占める燃焼領域帯を示す。
定期的（５０日）に最上段の目標平均燃焼度（８％）に到達した金属燃料ブロック（３Ｔ）を炉外に金属燃料ブロック搬出ロッド（４）で搬出する、その直後に新しい金属燃料ブロック（３Ｂ）を炉心燃料体（１）の底に補充する。  このサイクルを繰り返すことによって、個々の金属燃料ブロックが漸次上昇移動させることが出来る。  下部段の金属燃料ブロックに上段部の金属燃料ブロックから発生した燃焼波（余剰中性子束流）を充てて、Ｐｕを増殖していく、そして自力で燃焼出来るまで成長する、さらに上段に登ると燃焼波（余剰中性子束流）を下段側に供給するまでに成長する。  この金属燃料ブロック搬出作業の前後で熱出力が１０４〜９６％に変動するが、その変動幅内で定常運転が保たれる。
この変動を平準化する制御装置を設ける方法もあるが、本発明の新型高速炉を多並列にして、蒸気発電設備を大型化する方法で、変動を平準化する方法もある。
【００１５】  本発明の最大特徴は炉心燃料体（１）に構造金物が無いことである。
構造金物が無いことで、重金属密度が高く（６８４０ｋｇ／ｍ３）、それと重金属内での２３８Ｕ比率も高く、もんじゅと比較して２３８Ｕの密度が３倍も高い。
それで２３８Ｕの核分裂反応率が平均２４％にも増大する。  燃焼度の進んだ金属燃料ブロック（３Ｔ）を搬出させることで、炉心燃料体（１）の上は、常に厚いナトリウム液層（８）で覆われ、中性子束流の漏れを防いでいる。  同時に中性子を捕獲する金属構造物も無い。  その結果、Ｐｕ増殖効率（＝Ｐｕ増殖増濃度／燃焼度）が０．８と高い。  この高速増殖炉を多並列に配備して、大量にＰｕ増殖生産が出来る。
【００１６】  燃料ブロック（３）の搬出・補充作業は、自動的に炉操業を中断することなく、続行されることが望ましい。
金属燃料ブロックの搬出方法は、多様な用途に対応する多様な方法が考えられるが、一実施例として金属燃料ブロックを掴むフック装置（４ｂ）を持つロッドを昇降する方式を示している。  それが金属燃料ブロック搬出ロッド（４）である。
これを最上段の金属燃料ブロック（３Ｔ）の内穴に挿入して、フック装置（４ｈ）を突出させて、フックをかける方式を示す。  内側の穴は、上側が狭まるようなテーパーが設けられており、これと突出したフック（４ｂ）がかみ合って、金属燃料ブロック（３Ｔ）を引き上げることが出来る。  金属燃料ブロック搬出ロッド（４）は、炉制御機能も有するように中性子吸収材を持たせている。  この炉制御機能を利用して、金属燃料ブロック（３Ｔ）の燃焼を抑えて、円滑に搬出作業が出来るようにしている。  そのための炉制御時間は３時間に過ぎず、これによる炉の稼働率低下は軽微である。
炉上の搬出作業室（４ｒ）に金属燃料ブロック（３Ｔ）を引き上げる時の短時間だけ、自動開閉扉（４ｄ）を開けるが、それ以外は閉められている。  閉められた状態でも金属燃料ブロック搬出ロッド（４）が昇降出来るように自動開閉扉（４ｄ）は両開きの構造になっている。  搬出作業室（４ｒ）では、金属燃料ブロック搬出ロッド（４）から外した金属燃料ブロックを収納・崩壊熱徐熱・炉外への搬出と一連の作業を自動無人化で行う。
【００１７】  金属燃料ブロック（３）の補充方法は、反射体移動方式と炉心燃料体移動方式の二通りがある。  利用出来るＰｕ核燃料が不足している現状では、望ましいのは炉心燃料体移動方式であろう。  炉心燃料体移動方式とは、金属燃料ブロック（３Ｔ）の搬出と同時に金属燃料ブロック（３Ｂ）を炉停止無しで、自動的に炉外の真横から補充する方式である。そのために液封式金属燃料ブロック装入装置（５ｔ）で、炉外から補充用金属燃料ブロック（３）を仕込む。  この補充作業には、通常は炉心燃料部（１）を昇降式支持板（１ｓ）で支えているが、炉心燃料体（１）の底下に、補充用新燃料ブロック（３Ｂ）を横すべりで挿入するために、昇降式支持板（１ｓ）だけを下ろして、スペースをあける必要が出てくる。  その場合に一時的に炉心燃料体１を支持するのが側圧式炉心燃料体支持装置（５ｐ）の役割である。  ８本のピストンクランプ（５ｐ）が八方から真横に炉心燃料体下部を押し付けて支持する。  そのために、金属燃料ブロック３の外直径は上側が少し広くなるようにテーパーが設けられている。  そして、金属燃料ブロック・スライダー（５ｓ）にて、炉心燃料体（１）の直下に横滑りで、金属燃料ブロック３Ｂが挿入される。  これを昇降式炉心燃料体支持装置（１ｓ）で持ち上げて、炉心燃料体（１）の底に付け加える。  これらの自動金属燃料ブロック補充装置（５）は、炉操業を中断することなく、定期的に新金属燃料ブロック（３Ｂ）を補充する。
【００１８】  この高速増殖炉を多並列にして、半連続的にＰｕ核燃料生産と発電が出来る。  搬出された金属燃料ブロック（９．３％Ｐｕ）の３０％を乾式高温冶金方法で再生回収したウランとプルトニウムを使い、残り７０％は劣化ウランで、補充用金属燃料ブロック（３）を製造することが考えられる。  これがもんじゅ型でも実施されているリサイクル運転方式である。  乾式高温冶金法は、湿式ピューレックス法の１／１６の低コストと高い核拡散防止性がある。  それと工程が単純で工程期間も短いのは、実用上大きな利点である。
この新型高速炉拡張の当初では、Ｐｕ燃料が入手困難で濃縮ウラン２３５Ｕを使用する。上段の金属燃料ブロックに１０〜４％２３５Ｕを使用し、下段には３．８％２３５Ｕを使用して、燃焼を開始する。  約２年間、炉心燃料体（１）を固定して、燃焼を続けると、Ｐｕ転換が進み、定格出力に達する。  その直後に搬出された金属燃料ブロックには、まだ２３５Ｕがなり残留しているが、核燃料として再利用出来る。
予め乾式高温冶金法の再処理設備を用意して置き、それから半年後には、補充金属燃料ブロックから、Ｐｕ燃料への転換が開始される。  それから１１カ月後に、２３５Ｕの残留濃度が０．４％まで低下し、その時点で（運転開始から、延べ３．４年）、実質的にＰｕ燃料転換が成されている。  完全なＰｕ燃料転換にはさらに１．８年を要する、得られたＰｕ燃料は高品質であり、１．８年分の搬出された金属燃料ブロックで、新型高速炉１基が増設出来る、倍増時間は２．７年（稼働率９５％）となる。  これが燃料体移動方式の最大利点で、早期に強力なＰｕ増産体制を整えることが出来る。
【００１９】  もう一つの金属燃料ブロック（３）補充方式の反射体移動方式とは、大量の補充用金属燃料ブロック（例３０年分）を最初から在庫として、炉心燃料体（１）に含める方法である。  この方式を第５図に示す。  この方式では、燃料体移動方式よりも平均燃焼度を高くして（例１６％）、長期運転を行う用途に適している。  燃焼度を上げると、増殖効率が低下し、得られたＰｕ核燃料の質も低下する。  Ｐｕ増殖生産性は低下するが発電用途には、適している。
炉心燃料体（１）は固定で、環状反射体（６）を連続的に引き下げるという方式である。在庫が切れれば、炉を停止して、炉心燃料体（１）全体を炉上外に引き上げてから、大量の金属燃料ブロックを補充する。  同様な方式は、４Ｓ型高速炉でも採用されている。
４Ｓ型高速炉との違いは、炉心燃料体（１）が燃焼により、大きく自由膨張するので、それに合わせて、環状反射体（６）も上側の直径が広くなっている。  この方式の炉心燃料体（１）は、遠心方向にナトリウム液流れがあり、炉心燃料体（１）の外周から、漏洩するナトリウム液流量が過剰に増えるので、これを防止するナトリウム液流量調整装置（６ｃ）を設ける必要がある。  この装置は環状反射体（６）と炉心燃料体（１）との間の流路を狭めるように働いて、適度な流路面積に調整するものである。  具体的には、環状反射体（６）と同一の材質で、多数の板片を環状に並べて、耐熱金属バネで炉心燃料体（１）に押し付ける方式が考えられる。
Ｐｕ増殖生産機能を外して、発電専用に使う方式がある、具体的には使用済み金属燃料ブロックを炉外に搬出しないで、炉内に留める方式である。  この方式には、使用済み金属燃料ブロックを搬出作業室（４ｒ）内に滞留する方式と、使用済み金属燃料ブロックをそのままの状態で炉内に残留させる方式の二通りの方法がある。
かように本発明（金属燃料ブロック積み型高速炉）の応用・適用の範囲は非常に広い。
【００２０】  次にこの新型高速炉の安全性について説明する。
金属燃料方式のナトリウム冷却高速炉の安全性は、この新型高速炉でも４Ｓ型高速炉と共通している。  この新型高速炉で特徴的なのは、熱膨張による負のフィードバック効果が大きい。  冷却ナトリウム流量が何らかのトラブルで急減して、その炉心燃料体（１）の温度が急上昇した場合を想定してみよう。  その炉心燃料体（１）が高温になれば、炉心燃焼体（１）が温度上昇で自由に熱膨張して、核燃料密度が低下することで負のフィードバックが有効に働く。  一方、被覆管付き燃料棒方式では、保護管・スペーサー・ラッパー管などの金属構造物が、炉心燃料体（１）の直径を規制しているので、この負のフィードバック効果が出にくい。
【００２１】  金属燃料ブロック（３）の留意点について述べる。
被覆管が無い裸の金属燃料を使用する点に懸念が持たれるのは当然である。
キセノンなど揮発性ＦＰ（核分裂反応生成物）の一部が一次ナトリウム液内に放出されるが、ナトリウム液上面に浮き上がってくる。  そのまま放置すれば炉内圧が上がるので、真空ポンプなどで吸引・捕集する対策で対応出来る。
ＦＰの一部や微量だが重金属も一次ナトリウム液（８）に混入して来る。  これにより一次ナトリウム液の放射線量が増えるが、元々一次ナトリウム由来の放射線量が大きく、さらに被覆管由来の放射性金属も一次ナトリウム液に混入しており、全体の放射線量は高い、それで一次ナトリウム液の漏洩対策は既に万全になされている。
実質的に支障となり得るには、腐食性のあるＦＰ由来の熔融塩である、４Ｓ型高速炉の燃料棒内にナトリウム液が封じられているおり、４０年使用耐久性を保障するために、ジルコニウムライニングが被覆管内面に施されている。  しかし一次ナトリウム液量はそれとは比較にならない程に大きく、その腐食性は小さい。  ナトリウム融点と熔融塩溶解温度との温度差を利用する分離装置も設けることで十分に対処出来る。
【符号の説明】
【００２２】１    炉心燃料体
１ｂ  主燃焼帯
１ｓ  昇降式炉心燃料体支持装置
２    ブランケット体
３    金属燃料ブロック
３ｃ  金属燃料ブロックに内蔵された冷却通路
３Ｔ  最上部の金属燃料ブロック
３Ｂ  補充金属燃料ブロック
４    金属燃料ブロック搬出ロッド
４ｈ  金属燃料ブロック搬出ロッドのフック装置
４ｄ  自動開閉扉
４ｒ  搬出作業室
５    金属燃料ブロック補充装置
５ｐ  側圧式炉心燃料体支持装置
５ｔ  液封式金属燃料ブロック装入装置
５ｓ  金属燃料ブロック・スライダー
６    環状反射体
６ｃ  ナトリウム液流量調整装置
７    昇降式反射体棒
８    ナトリウム液・ナトリウム液流れ
９    ナトリウム液電磁ポンプ
１０  炉停止装置
１１  中間熱交換器
１２  遮蔽体
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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