(57)【要約】【課題】使用済ターゲットを原子炉容器から取り出すときの崩壊熱を下げる。【解決手段】高速炉は、炉心の中心領域に収容された炉心燃料５１と、中心領域の外側の領域に収容されたブランケット燃料５３と、中心領域とブランケット燃料５３の収容領域との間の領域に収容され、炉心燃料５１から発生した中性子を吸収する、マイナーアクチノイドの核変換用の燃料であるターゲット５５と、ブランケット燃料５３の収容領域の外側の領域に収容された中性子遮蔽体５４と、中性子遮蔽体５４の収容領域の一部の領域に一時的に収容された、中心領域とブランケット燃料５３の収容領域との間の領域に収容された状態で核変換が行われた後のターゲット５５である使用済ターゲット５６と、を備える。【選択図】図２
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心の中心領域に収容された炉心燃料と、
前記中心領域の外側の領域に収容されたブランケット燃料と、
前記中心領域と前記ブランケット燃料の収容領域との間の領域に収容され、前記炉心燃料から発生した中性子を吸収する、マイナーアクチノイドの核変換用の燃料であるターゲットと、
前記ブランケット燃料の収容領域の外側の領域に収容された中性子遮蔽体と、
前記中性子遮蔽体の収容領域の一部の領域に一時的に収容された、前記中心領域と前記ブランケット燃料の収容領域との間の領域に収容された状態で核変換が行われた後の前記ターゲットである使用済ターゲットと、
を備える高速炉。
【請求項２】
前記ターゲットは、水素化物燃料を含む、
請求項１に記載の高速炉。
【請求項３】
前記使用済ターゲットは、前記中性子遮蔽体の収容領域のうち、原子炉容器室に設置された中性子計装と前記炉心燃料とを結ぶ直線上に位置する収容領域と異なる収容領域に一時的に収容される、
請求項１又は２に記載の高速炉。
【請求項４】
複数の前記ターゲットは、複数の異なる時期に前記炉心燃料と前記ブランケット燃料との間に収容され、
前記中性子遮蔽体の収容領域の一部の領域に収容されている前記使用済ターゲットを炉心から取り出し、複数の前記ターゲットのうち、前記炉心燃料の収容領域と前記ブランケット燃料の収容領域との間の領域に所定期間にわたって収容されたターゲットを当該領域から取り出して、新たな使用済ターゲットとして前記中性子遮蔽体の収容領域の一部の領域に収容し、新たな前記ターゲットを、前記炉心燃料の収容領域と前記ブランケット燃料の収容領域との間の領域に収容する燃料移動装置をさらに備える、
請求項１から３のいずれか１項に記載の高速炉。
【請求項５】
高速炉の炉心の中心領域に収容された炉心燃料と、前記中心領域の外側に収容されたブランケット燃料と、前記ブランケット燃料の収容領域の外側の領域に収容された中性子遮蔽体とを備える高速炉において、
前記中心領域と、前記ブランケット燃料の収容領域との間の領域に、前記炉心燃料から発生した中性子を吸収する、マイナーアクチノイドの核変換用の燃料であるターゲットを収容するステップと、
前記中心領域と、前記ブランケット燃料の収容領域との間の領域に所定期間にわたって収容された状態で核変換が行われた前記ターゲットを使用済ターゲットとして取り出すステップと、
取り出された前記使用済ターゲットを前記ブランケット燃料の収容領域の外側に収容された前記中性子遮蔽体の収容領域の一部の領域に収容するステップと、
を含む、
高速炉の炉心運用方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、マイナーアクチノイドを消滅するのに好適な高速炉及び高速炉の炉心運用方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
ウラン燃料を原子炉に装荷して中性子を照射すると、燃焼チェーンにしたがってＴＲＵ（TRansUranium elements、超ウラン元素）の核種が生成される。図５は、燃焼チェーン及びＴＲＵの半減期を示す図である。図５に示すように、ＴＲＵ核種のうち、プルトニウムを除く１０元素を示すマイナーアクチノイド（以下、ＭＡともいう。）核種は、半減期が比較的長く、放射性毒性が高い元素が多いことから、放射性廃棄物として貯蔵するには厳重なリスク管理が必要となり、多大な費用を必要とする。
【０００３】
そこで、ＭＡ核種を原子炉内に装荷し、ＭＡ核種を半減期が短い核種に変換するＭＡ核変換を行うことにより、ＭＡ核種を消滅させる技術が研究されている。例えば、特許文献１では、高速炉を用いてＭＡ核変換を効率的に行う技術として、水素化物燃料を収納したＭＡ核変換用の燃料集合体であるターゲットを炉心に収容する方法が提案されている。
【０００４】
図６は、従来の高速炉の炉心構成と、特許文献１に開示されている高速炉の炉心構成の例を示す図である。図６（ａ）は、従来の高速炉の炉心構成を示し、図６（ｂ）は、特許文献１に開示されているＭＡ核変換を効率的に行う高速炉の炉心構成を示している。図６（ｂ）に示すように、ＭＡ核変換を効率的に行う高速炉は、従来の高速炉において設けられている炉心燃料領域と、ブランケット燃料領域との間の領域にターゲットが収容されている。これにより、ターゲットにおいてＭＡ核変換が行われ、ＭＡ核種を効率的に消滅させることができる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特許第３３８４７１８号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
ＭＡ核変換を行うターゲットに含まれる核燃料物質としては、ウラン又はプルトニウムから直接生成されるネプチニウム（Ｎｐ）やアメリシウム（Ａｍ）の含有率が高い。炉心に収容されたターゲットによりＭＡ核変換が行われると、燃焼チェーンにしたがってＡｍ−２４１からキュリウム（特にＣｍ−２４２）が多く生成される。一般的にキュリウム（特にＣｍ−２４２）の単位重量あたりの崩壊熱は他のＴＲＵより高いため、使用済ターゲットの崩壊熱は、通常の高速炉燃料の崩壊熱に比べて高くなる。そのため、通常の高速炉の使用済炉心燃料の崩壊熱は１ｋＷ／集合体程度であるが、使用済ターゲットの崩壊熱は数十ｋＷ／集合体になる場合がある。ただし、Ｃｍ−２４２の半減期は１６２．９４日であり、他のＴＲＵの半減期に比べて短いため、原子炉停止直後には崩壊熱が高い場合でも、１００日オーダーでＣｍ−２４２は急速に減衰する。
【０００７】
日本国内において実績がある使用済燃料の貯蔵方式は、使用済燃料を原子炉容器外で貯蔵するＥＶＳ（Ex-Vessel Storage）方式である。ＥＶＳ方式により使用済燃料を貯蔵する場合、所定の照射期間に達した使用済燃料は、原子炉の定期検査期間中に実施される燃料交換作業により原子炉容器から取り出され、炉外燃料貯蔵槽に移送される。使用済燃料は、崩壊熱が発生していることから、炉外燃料貯蔵槽への移送中も除熱する必要がある。ＭＡ核変換用燃料は、一般的に崩壊熱が高くなるため、ＯＥＣＤ／ＮＥＡ報告書では、４０ｋＷ／集合体以下とすることが推奨されている。
【０００８】
ＭＡ核変換を行うターゲットの場合では、使用済ターゲットの崩壊熱の主発熱源はＣｍ−２４２であり、原子炉停止後に燃料交換が開始される時期において、Ｃｍ−２４２が崩壊熱の発生に約９０％〜９５％寄与している。そのため、原子炉から使用済ターゲットを取り出す時点で、ＯＥＣＤ／ＮＥＡ報告書において推奨されている４０ｋＷ／集合体の条件を満たすには、使用済ターゲット中のＣｍ−２４２を２９０ｇ／集合体未満とすることが目安となる。
【０００９】
そこで、本発明はこれらの点に鑑みてなされたものであり、使用済ターゲットを原子炉容器から取り出すときの崩壊熱を下げることができる高速炉及び高速炉の運用方法を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
本発明の第１の態様に係る高速炉は、炉心の中心領域に収容された炉心燃料と、前記中心領域の外側の領域に収容されたブランケット燃料と、前記中心領域と前記ブランケット燃料の収容領域との間の領域に収容され、前記炉心燃料から発生した中性子を吸収する、マイナーアクチノイドの核変換用の燃料であるターゲットと、前記ブランケット燃料の収容領域の外側の領域に収容された中性子遮蔽体と、前記中性子遮蔽体の収容領域の一部の領域に一時的に収容された、前記中心領域と前記ブランケット燃料の収容領域との間の領域に収容された状態で核変換が行われた後の前記ターゲットである使用済ターゲットと、を備える。
【００１１】
前記ターゲットは、水素化物燃料を含むことが好ましい。
前記使用済ターゲットは、前記中性子遮蔽体の収容領域のうち、原子炉容器室に設置された中性子計装と前記炉心燃料とを結ぶ直線上に位置する収容領域と異なる収容領域に一時的に収容されることが好ましい。
【００１２】
複数の前記ターゲットは、複数の異なる時期に前記炉心燃料と前記ブランケット燃料との間に収容され、前記高速炉は、前記中性子遮蔽体の収容領域の一部の領域に収容されている前記使用済ターゲットを炉心から取り出し、複数の前記ターゲットのうち、前記炉心燃料の収容領域と前記ブランケット燃料の収容領域との間の領域に所定期間にわたって収容されたターゲットを当該領域から取り出して、新たな使用済ターゲットとして前記中性子遮蔽体の収容領域の一部の領域に収容し、新たな前記ターゲットを、前記炉心燃料の収容領域と前記ブランケット燃料の収容領域との間の領域に収容する燃料移動装置をさらに備えてもよい。
【００１３】
本発明の第２の態様に係る高速炉の炉心運用方法は、高速炉の炉心の中心領域に収容された炉心燃料と、前記中心領域の外側に収容されたブランケット燃料と、前記ブランケット燃料の収容領域の外側の領域に収容された中性子遮蔽体とを備える高速炉において、前記中心領域と、前記ブランケット燃料の収容領域との間の領域に、前記炉心燃料から発生した中性子を吸収する、マイナーアクチノイドの核変換用の燃料であるターゲットを収容するステップと、前記中心領域と、前記ブランケット燃料の収容領域との間の領域に所定期間にわたって収容された状態で核変換が行われた前記ターゲットを使用済ターゲットとして取り出すステップと、取り出された前記使用済ターゲットを前記ブランケット燃料の収容領域の外側に収容された前記中性子遮蔽体の収容領域の一部の領域に収容するステップと、を含む。
【発明の効果】
【００１４】
本発明によれば、使用済ターゲットを原子炉容器から取り出すときの崩壊熱を下げることができるという効果を奏する。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１】本実施形態に係る高速炉の構成を示す図である。
【図２】本実施形態に係る高速炉の炉心の構成を示す図である。
【図３】ターゲット収容領域にターゲットを収容してから３サイクル経過後に使用済ターゲットに照射される全中性子束に応じたＣｍ−２４２の重量の変化のシミュレーション結果を示す図である。
【図４】使用済ターゲットに照射される全中性子束に応じたＣｍ−２４２の重量の減衰率のシミュレーション結果を示す図である。
【図５】燃焼チェーン及びＴＲＵの半減期を示す図である。
【図６】従来の高速炉の炉心構成と、特許文献１に開示されている高速炉の炉心構成の例を示す図である。
【発明を実施するための形態】
【００１６】
図１は、本実施形態に係る高速炉１００の構成を示す図である。高速炉１００は、原子炉容器室１と、コンクリート壁２と、中性子計装３と、原子炉容器４、燃料移動装置（不図示）とを備える。
【００１７】
原子炉容器室１は、コンクリート壁２に囲まれており、例えば、図１に示すように、相対的に狭い３つの壁面と、相対的に広い３つの壁面とにより形成されている。原子炉容器室１は、中性子計装３と、原子炉容器４とが設けられている。
【００１８】
中性子計装３は、例えば原子炉容器室１の相対的に広い３つの壁面の壁際に設けられており、原子炉容器４内で発生した中性子束を検出する。本実施形態では、中性子計装３として、中性子計装３０〜３９が設けられている。中性子計装３０、３２、３５は、第１の壁面の壁際に並べて設けられている。中性子計装３１、３４、３７は、第２の壁面の壁際に並べて設けられている。中性子計装３３、３６、３８、３９は、第３の壁面の壁際に並べて設けられている。
【００１９】
中性子計装３０、３１は線源領域系の中性子計装であり、中性子計装３２〜３４は広域系の中性子計装である。中性子計装３５〜３９は出力領域系の中性子計装である。中性子計装３５〜３７は、安全保護系用の中性子計装であり、中性子計装３８、３９は、計測制御系用の中性子計装である。
【００２０】
原子炉容器４は、炉心５を有する。図２は、本実施形態に係る高速炉１００の炉心５の構成を示す図である。図２に凡例で示すように、炉心５は、炉心燃料５１と、制御棒５２と、ブランケット燃料５３と、中性子遮蔽体５４と、ターゲット５５と、使用済ターゲット５６とを備える。炉心燃料５１、制御棒５２、ブランケット燃料５３、中性子遮蔽体５４、ターゲット５５、及び使用済ターゲット５６のそれぞれは、断面形状が六角形のラッパ管内に収容され、集合体として扱われ、各領域に設けられている収容部に収容される。図２に示す炉心燃料５１、制御棒５２、ブランケット燃料５３、中性子遮蔽体５４、ターゲット５５、及び使用済ターゲット５６のそれぞれに対応する六角形は、それぞれ１つの集合体を示している。なお、以下の説明において、領域に設けられている収容部に収容することを略して、「領域に収容する」という。
【００２１】
炉心燃料５１は、炉心５の中心領域に収容されている。制御棒５２は、炉心５の中心領域の一部に設けられており、制御装置（不図示）により、炉心燃料５１の間への挿入量が制御される。これにより、炉心燃料５１の核分裂が制御される。
【００２２】
ブランケット燃料５３は、炉心燃料５１に比べて核分裂性物質の含有率が低い燃料であり、劣化ウランを含んでいる。ブランケット燃料５３は、核分裂性物質（例えば、プルトニウム）の生成を目的として、炉心５の中心領域の外側の領域に収容されている。ブランケット燃料５３に含まれている劣化ウランが、炉心燃料５１から発生した中性子を吸収すると、劣化ウラン中のＵ−２３８がＰｕ−２３９に変換され、新たな燃料となる。
【００２３】
中性子遮蔽体５４は、炉心燃料５１から発生した中性子が外部に漏れることを抑制するために設けられており、ブランケット燃料５３の収容領域の外側の領域に収容されている。中性子遮蔽体５４は、例えば、鉄又は水素材料を含む。
【００２４】
ターゲット５５は、炉心５の中心領域とブランケット燃料５３の収容領域との間の領域であるターゲット収容領域に収容される。ターゲット５５は、炉心燃料５１から発生した中性子を吸収する、ＭＡの核変換用の燃料である。ターゲット５５は、水素化物燃料を含んでいる。水素化物燃料に含まれる水素が、炉心燃料５１から発生した中性子を減速させることにより、ターゲット５５に含まれるＭＡが中性子を吸収する反応を起こす確率が大きくなる。これにより、ターゲット５５における核変換を促進することができ、ＭＡの消滅率を高めることができる。
【００２５】
本実施形態において、複数のターゲット５５は、複数の異なる時期にターゲット収容領域に収容され、所定期間にわたってターゲット収容領域に収容される。例えば、高速炉１００における１回の稼働期間を約１２０日、定期点検や燃料交換等が行われる１回の稼働停止期間を約３０日とし、１回の稼働期間及び稼働停止期間をまとめて１サイクルとする。ターゲット５５は、３サイクルにわたってターゲット収容領域に収容され、３サイクル目の稼働停止期間において、ターゲット収容領域から取り出される。
【００２６】
使用済ターゲット５６は、炉心５の中心領域と、ブランケット燃料５３の収容領域との間のターゲット収容領域に収容された状態でマイナーアクチノイドの核変換が行われた後のターゲット５５である。使用済ターゲット５６は、中性子遮蔽体５４の収容領域の一部の領域である一時貯蔵領域に一時的に収容されている。使用済ターゲット５６は、中性子遮蔽体５４の収容領域のうち、原子炉容器室１に設置された中性子計装３と、炉心燃料５１とを結ぶ直線上に位置する収容領域と異なる一部の領域である一時貯蔵領域に一時的に収容される。このようにすることで、使用済ターゲット５６が中性子を吸収することにより中性子計装３における中性子束の測定結果に影響を与えることを抑制することができる。
【００２７】
なお、図２に示す例では、複数の使用済ターゲット５６は、それぞれ隣接しないように収容されているが、それぞれが隣接するように収容されていてもよい。また、複数の使用済ターゲット５６は、中性子遮蔽体５４の収容領域のうち、最外層の領域に収容されていてもよいし、最内層の領域に収容されていてもよい。
【００２８】
燃料移動装置は、炉心燃料５１、ブランケット燃料５３、中性子遮蔽体５４、ターゲット５５及び使用済ターゲット５６の移動を行う装置である。具体的には、燃料移動装置は、高速炉１００の稼働停止期間において、中性子遮蔽体５４の収容領域の一部の領域に収容されている使用済ターゲット５６を炉心５から取り出して、原子炉容器４の外部に移動する。続いて、燃料移動装置は、複数のターゲット５５のうち、ターゲット収容領域に所定期間（３サイクル）にわたって収容されたターゲット５５を当該領域から取り出して、新たな使用済ターゲット５６として、中性子遮蔽体の収容領域のうち一部の領域に収容する。燃料移動装置は、新たなターゲット５５をターゲット収容領域に収容する。
【００２９】
使用済ターゲット５６の一時貯蔵領域への収容期間は、崩壊熱が十分に下がることを考慮して、例えば１サイクル又は２サイクルとされる。図３は、ターゲット収容領域にターゲット５５を収容してから３サイクル経過後に、使用済ターゲット５６に照射される全中性子束に応じたＣｍ−２４２の重量の変化のシミュレーション結果を示す図である。図３に示す横軸は、原子炉容器４内におけるターゲット５５の収容期間を示し、縦軸は、Ｃｍ−２４２の重量を示している。また、図３の相対中性子束は、ターゲット収容領域に収容されているターゲット５５に照射される集合体平均の全中性子束を１．０とした場合の、使用済ターゲット５６に照射される集合体平均の全中性子束の比率を示している。図３では、相対中性子束が０．０倍、０．１倍、０．２倍、０．５倍、１．０倍であるときのＣｍ−２４２の重量の変化を示している。
【００３０】
図３において、３サイクル目までの期間は、ターゲット５５がターゲット収容領域に収容されている期間であり、４サイクル目からの期間は、当該ターゲット５５が使用済ターゲット５６として一時貯蔵領域に収容されている期間に対応する期間である。また、縦軸は、１集合体当たりのＣｍ−２４２の重量である。図３では、ＯＥＣＤ／ＮＥＡ報告書における推奨値に対応する２９０ｇ／集合体に対応するＣｍ−２４２の重量を一点鎖線で示す。
【００３１】
また、図３に示す１サイクル〜３サイクルにおいて、Ｃｍ−２４２の重量が増加する期間は、高速炉１００の稼働期間であり、Ｃｍ−２４２の重量が減少する期間は、高速炉１００の稼働停止期間である。
【００３２】
図３に示すように、３サイクル目の稼働停止期間にターゲット５５を使用済ターゲット５６としてターゲット収容領域より全中性子束が低い領域に収容することにより、ターゲット５５がターゲット収容領域に収容されている場合（図３の相対中性子束が１．０倍の場合に同じ）に比べて、Ｃｍ−２４２の重量が減少する。例えば、使用済ターゲット５６を相対中性子束が０．１倍となる一時貯蔵領域に１サイクルにわたって収容した場合、３サイクル目の稼働停止期間初期のＣｍ−２４２の重量が４５０ｇ／集合体である場合において、Ｃｍ−２４２を約２６０ｇ／集合体まで減少させることができ、２サイクルにわたって収容した場合には、Ｃｍ−２４２を約１６０ｇ／集合体まで減少させることができる。このように使用済ターゲット５６を、相対中性子束が０．２倍以下となる一時貯蔵領域に収容することにより、ＯＥＣＤ／ＮＥＡ報告書における推奨値に対応する２９０ｇ／集合体以下になるまでＣｍ−２４２が減少した後に、使用済ターゲット５６を原子炉容器４から取り出すことができる。
【００３３】
比較例として、一時貯蔵領域に照射される全中性子束が異なる場合に対し、ターゲット５５を一時貯蔵領域に収容させた場合のＣｍ−２４２の重量の変化について説明する。図４は、使用済ターゲット５６に照射される全中性子束に応じたＣｍ−２４２の重量の減衰率のシミュレーション結果を示す図である。図４は、ターゲット５５を３サイクルの間ターゲット収容領域に収容したのち、使用済ターゲット５６に照射される集合体平均の全中性子束に応じた、Ｃｍ−２４２の重量の変化のシミュレーション結果を示している。図４に示す横軸は、ターゲット収容領域の集合体平均の全中性子束を１．０とした場合の一時貯蔵領域で照射されるとした集合体平均の全中性子束であり、縦軸は、稼働停止期間初期を１．０とした場合の１集合体当たりのＣｍ−２４２の重量である。図４では、一時貯蔵領域での収容期間を１サイクル及び２サイクルでのＣｍ−２４２の重量の変化を示している。
【００３４】
図４に示すように、一時貯蔵領域での全中性子束がターゲット収容領域の０．３倍程度であれば、一時貯蔵領域に使用済ターゲット５６を２サイクル収容することにより、Ｃｍ−２４２の重量を１／２以下とすることができる。また、使用済ターゲット５６を１サイクル収容した場合でも、Ｃｍ−２４２の重量を２／３以下とすることができる。一時貯蔵領域での全中性子束をターゲット収容領域の０．３倍程度とすることは、ブランケット燃料あるいはステンレス鋼であれば、ターゲット収容領域と一時貯蔵領域の間に、透過厚さ約２０ｃｍの中性子遮蔽物として設けることで達成できる。図２において、中性子遮蔽体５４の最内層は、集合体平均の全中性子束がターゲット収容領域の０．３倍を下回る。また、中性子遮蔽体の透過厚さ１０ｃｍで集合体平均の全中性子束が約２／３倍となるので、中性子遮蔽体の内側第２層から外側の層は、集合体平均の全中性子束がターゲット収容領域の０．２倍を下回る。
【００３５】
［本実施形態における効果］
以上のとおり、本実施形態に係る高速炉１００は、炉心５の中心領域とブランケット燃料５３の収容領域との間の領域に収容され、炉心燃料５１から発生した中性子を吸収するターゲット５５と、ブランケット燃料の収容領域の外側の領域に収容された中性子遮蔽体５４の収容領域の一部の領域に一時的に収容された使用済ターゲット５６とを備える。このようにすることで、高速炉１００は、マイナーアクチノイドを効率的に消滅させるとともに、使用済ターゲット５６を原子炉容器４から取り出すときの崩壊熱を下げることができる。
【００３６】
例えば、高速炉が２７０ＭＷｅ級高速炉であり、炉停止１０日後における崩壊熱に対する制限値（Ｃｍ−２４２の重量換算で２９０ｇ／集合体）を満たすことを条件として高速炉を運用した場合、ターゲット５５をターゲット収容領域に収容し続け、一時貯蔵領域に収納させないで使用済ターゲット５６を炉心５から取り出すとすると、ターゲットでのＡｍの年間消滅量は、高速炉１基あたり約７３ｋｇ／全出力運転年数と評価される。これに対し、本実施形態に係る高速炉１００は、相対中性子束が０．１倍の一時貯蔵領域に使用済ターゲット５６を１サイクル収容すると、図４に示すように、Ｃｍ−２４２が約０．６倍に減衰するので、Ａｍの年間消滅量を高速炉１基あたり約１２０ｋｇ／全出力運転年数まで許容することができる。また、本実施形態に係る高速炉１００は、相対中性子束が０．１倍の一時貯蔵領域に使用済ターゲット５６を２サイクル収容すると、図４に示すように、Ｃｍ−２４２が約０．３５倍に減衰するので、Ａｍの年間消滅量を高速炉１基あたり約２１０ｋｇ／全出力運転年数まで許容することができる。
【００３７】
また、Ａｍの実際の年間消滅量の目標量が、例えば高速炉１基あたり１２０ｋｇ／全出力運転年数である場合には、一時貯蔵領域で２サイクル収容後の使用済ターゲット５６の崩壊熱はＯＥＣＤ／ＮＥＡ報告書における推奨値の約０．６倍以下となるので、この余裕を燃料移送設備の除熱容量、除熱機能喪失時対応設備の合理化・裕度拡大に反映することができ、燃料移送設備の設備コストの低減、あるいは安全性の向上に資することができる。
【００３８】
また、ターゲット５５は、ターゲット収容領域に３サイクルにわたって収容され、その後、使用済ターゲット５６として中性子遮蔽体５４の収容領域の一部の一時貯蔵領域に一時的に収容される。ターゲット収容領域に３サイクルにわたってターゲット５５を収容した場合、ターゲット５５に対する中性子の照射量は、５０ｄｐａ（displacements per atom）未満となる。ターゲット５５の構造材として想定しているＰＮＣ３１６鋼相当のオーステナイト系ステンレス鋼は、中性子照射量が５０ｄｐａ未満であれば、中性子照射によるスエリングが顕著に表れない。よって、本実施形態に係る高速炉１００の運用方法では、ターゲット５５をターゲット収容領域に３サイクルにわたって収容した後に一時貯蔵領域に移動することで、ターゲット５５に中性子照射によるスエリングが顕著に表れることを抑制し、ターゲット５５の外形の変形を少量に抑えることができる。
【００３９】
また、使用済ターゲット５６は、中性子遮蔽体５４の収容領域のうち、原子炉容器室１に設置された中性子計装３と、炉心燃料５１とを結ぶ直線上に位置する収容領域と異なる一部の領域である一時貯蔵領域に収容される。このようにすることで、中性子計装３における中性子束の測定結果に影響を与えることを抑制することができる。
【００４０】
また、使用済ターゲット５６の一時貯蔵領域への収容期間は、崩壊熱が十分に下がることを考慮して、例えば１サイクル又は２サイクルとされる。収容期間が１サイクルである場合、燃料移動装置は、古い使用済ターゲット５６が取り出された位置に、新たな使用済ターゲット５６を収容することができる。また、収容期間が２サイクルである場合、全ての使用済ターゲット５６を、中性子遮蔽体５４の収容領域のうち、中性子計装３と、炉心燃料５１とを結ぶ直線上に位置する収容領域と異なる領域に収容することができる。したがって、本実施形態に係る高速炉１００の運用方法では、原子炉容器４の設計を変更することなく原子炉容器４内に使用済ターゲット５６を収納することができる。
【００４１】
以上、本発明を実施の形態を用いて説明したが、本発明の技術的範囲は上記実施の形態に記載の範囲には限定されず、その要旨の範囲内で種々の変形及び変更が可能である。例えば、装置の全部又は一部は、任意の単位で機能的又は物理的に分散・統合して構成することができる。また、複数の実施の形態の任意の組み合わせによって生じる新たな実施の形態も、本発明の実施の形態に含まれる。組み合わせによって生じる新たな実施の形態の効果は、もとの実施の形態の効果を併せ持つ。
【符号の説明】
【００４２】
１  原子炉容器室
２  コンクリート壁
３  中性子計装
４  原子炉容器
５  炉心
５１  炉心燃料
５２  制御棒
５３  ブランケット燃料
５４  中性子遮蔽体
５５  ターゲット
５６  使用済ターゲット
１００  高速炉
【図１】
2020134296.tif 000003
【図２】
2020134296.tif 000004
【図３】
2020134296.tif 000005
【図４】
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【図５】
2020134296.tif 000007
【図６】
2020134296.tif 000008