(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
高速炉の炉心に装荷され、原子炉の使用済燃料から取り出された長寿命の核分裂生成物または再処理により回収されるマイナーアクチニドである長寿命元素を含む燃料ピンと中性子減速材を含む減速材ピンを複数束ねてラッパ管に収容してなる核変換用集合体であって、
前記核変換用集合体の鉛直方向に垂直な断面において、中心に向かうに従い前記燃料ピンに充填された前記長寿命元素の燃料要素の断面積が小さくなるよう複数の前記燃料ピンを配置することを特徴とする核変換用集合体。
【請求項２】
請求項１に記載の核変換用集合体であって、
前記燃料ピンは、内部に前記長寿命元素が充填され、その中心に円筒状の中空部を備えた形状を有し、
前記核変換用集合体の鉛直方向に垂直な断面において、中心に向かうに従い前記中空部の口径が大となるよう前記複数の燃料ピンを配置することを特徴とする核変換用集合体。
【請求項３】
請求項１に記載の核変換用集合体であって、
前記燃料ピンは、内部に前記長寿命元素が充填された中実の円筒形状を有し、
前記核変換用集合体の鉛直方向に垂直な断面において、中心に向かうに従い前記燃料ピンの外径が小さくなるよう、前記複数の燃料ピンを配置することを特徴とする核変換用集合体。
【請求項４】
請求項３に記載の核変換用集合体であって、
前記核変換用集合体の鉛直方向に垂直な断面において、中央部における前記燃料ピンの配置密度を、外周部における前記燃料ピンの配置密度よりも高くすることを特徴とする核変換用集合体。
【請求項５】
請求項２または３に記載の核変換用集合体であって、
前記核変換用集合体の鉛直方向に垂直な断面において、最外周部に前記燃料ピンのみを配置することを特徴とする核変換用集合体。
【請求項６】
請求項１ないし４のいずれか１項に記載の核変換用集合体であって、
前記燃料ピンに含まれる前記長寿命元素は、原子炉の使用済燃料から取り出されたテクネチウム、ヨウ素、または、再処理により回収されるネプチニウム、アメリシウム、キュリウムを含むことを特徴とする核変換用集合体。
【請求項７】
内側炉心領域、外側炉心領域及び前記外側炉心領域を囲む放射線遮蔽体領域からなる高速炉の炉心であって、
前記内側炉心領域及び外側炉心領域の所定の位置、または前記外側炉心領域と放射線遮蔽体領域の間に、原子炉の使用済燃料から取り出された長寿命の核分裂生成物または再処理により回収されるマイナーアクチニドである長寿命元素を含む燃料ピンと中性子減速材を含む減速材ピンを複数束ねてラッパ管に収容する核変換用集合体を配置し、
前記核変換用集合体は、鉛直方向に垂直な断面において、中心に向かうに従い燃料要素の断面積が小さくなるよう複数の前記燃料ピンを収容することを特徴とする高速炉の炉心。
【請求項８】
請求項７に記載の高速炉の炉心であって、
前記燃料ピンは、内部に前記長寿命元素が充填され、その中心に円筒状の中空部を備えた形状を有し、
前記核変換用集合体の鉛直方向に垂直な断面において、中心に向かうに従い前記中空部の口径が大となるよう前記複数の燃料ピンを配置することを特徴とする高速炉の炉心。
【請求項９】
核分裂物質を含む炉心を収容し、一次冷却材で満たされた原子炉容器と、
前記原子炉容器にて加熱された一次冷却材を通流し、二次冷却材と熱交換する中間熱交換器と、
前記中間熱交換器にて加熱された二次冷却材を通流し蒸気を発生する蒸気発生器と、
前記蒸気発生器からの蒸気を高圧タービン及び発電機に接続された低圧タービンへ導入する主蒸気配管を備え、
前記原子炉容器に収容される炉心は、内側炉心領域、外側炉心領域及び放射線遮蔽体領域からなり、前記内側炉心領域及び外側炉心領域の所定の位置、または前記外側炉心領域と放射線遮蔽体領域の間に、原子炉の使用済燃料から取り出された長寿命の核分裂生成物または再処理により回収されるマイナーアクチニドである長寿命元素が充填された燃料ピンと中性子減速材が充填された減速材ピンを複数束ねてラッパ管に収容する核変換用集合体を配置し、
前記核変換用集合体は、鉛直方向に垂直な断面において、中心に向かうに従い前記充填された長寿命元素の燃料要素の断面積が小さくなるよう複数の前記燃料ピンを収容することを特徴とする高速炉原子力発電システム。
【請求項１０】
請求項９に記載の高速炉原子力発電システムであって、
前記燃料ピンは、内部に長寿命元素が充填され、その中心に円筒状の中空部を備えた形状を有し、
前記核変換用集合体の鉛直方向に垂直な断面において、中心に向かうに従い前記中空部の口径が大となるよう前記複数の燃料ピンを配置することを特徴とする高速炉原子力発電システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、高速炉に装荷され長寿命廃棄物の核変換を行う核変換用集合体およびそれを用いた高速炉原子力発電システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
高速炉の燃料集合体、炉心に関しては、平川直弘、岩崎智彦著「原子炉物理入門」（東北大学出版会、２００３年１０月３０日、ｐ２７９〜２８６）に記載されている。一般的に、高速増殖炉は、原子炉容器内に炉心を配置しており、冷却材である液体ナトリウムを原子炉容器内に充填している。その炉心に装荷される燃料集合体は、プルトニウムを富化した劣化ウラン（Ｕ−２３８）を封入した複数の燃料棒、束ねられた複数の燃料棒を取り囲むラッパ管、これらの燃料棒の下端部、及び燃料棒の下方に位置する中性子遮蔽体を支持するエントランスノズル、及び燃料棒の上方に位置する冷却材流出部を有する。
【０００３】
高速増殖炉の炉心は、内側炉心領域及びこの内側炉心領域を取り囲む外側炉心領域を有する炉心燃料領域、炉心燃料領域を取り囲むブランケット燃料領域及びブランケット領域を取り囲む遮蔽体領域を有する。標準的な均質炉心の場合、外側炉心領域に装荷される燃料集合体のＰｕ富化度は、内側炉心領域に装荷される燃料集合体のＰｕ富化度よりも高くなっている。この結果、炉心の半径方向における出力分布が平坦化される。
【０００４】
燃料集合体の各燃料棒に収納される核燃料物質の形態としては、金属燃料、窒化物燃料及び酸化物燃料がある。これらのうち、酸化物燃料が最も実績が豊富である。
【０００５】
Ｐｕ及び劣化ウランのそれぞれの酸化物を混合した混合酸化物燃料、すなわち、ＭＯＸ燃料のペレットが、燃料棒内で軸方向の中央部において８０〜１００ｃｍ程度の高さに充填される。さらに、燃料棒内には、劣化ウランで作られた複数の二酸化ウランペレットを充填した軸方向ブランケット領域が、ＭＯＸ燃料の充填領域の上方及び下方にそれぞれ配置されている。内側炉心領域に装荷される内側炉心燃料集合体及び外側炉心領域に装荷される外側炉心燃料集合体は、そのように、ＭＯＸ燃料の複数のペレットを充填した複数の燃料棒を有する。外側炉心燃料集合体のＰｕ富化度は、内側炉心燃料集合体のそれよりも高くなっている。
【０００６】
炉心燃料領域を取り囲むブランケット燃料領域には、劣化ウランで作られた複数の二酸化ウランペレットを充填した複数の燃料棒を有するブランケット燃料集合体が装荷される。炉心燃料領域に装荷された燃料集合体内で生じる核分裂反応で発生した中性子のうち、炉心燃料領域から漏れた中性子が、ブランケット燃料領域に装荷されたブランケット燃料集合体の各燃料棒内のＵ−２３８に吸収される。この結果、ブランケット燃料集合体の各燃料棒内で核分裂性核種であるＰｕ−２３９が新たに生成される。
【０００７】
また、高速増殖炉の起動時、停止時及び原子炉出力の調節時には、制御棒が用いられる。制御棒は、炭化ホウ素（Ｂ４Ｃ）ペレットをステンレス製の被覆管に封入した複数の中性子吸収棒を有し、これらの中性子吸収棒を、内側炉心燃料集合体及び外側炉心燃料集合体と同様に、横断面が正六角形をしたラッパ管に収納されて構成される。制御棒は、主炉停止系及び後備炉停止系の独立した２系統の構成となっており、主炉停止系及び後備炉停止系のいずれか一方のみで高速増殖炉の緊急停止が可能になる。
【０００８】
一方、原子炉の使用済燃料の再処理で発生する高レベル放射性廃棄物（ＨＬＷ：High Level Radioactive Waste）のうち、マイナーアクチニド（ＭＡ：Minor Actinide）は超長期間放射能を有しており、このＭＡをリサイクルして高速炉で核変換することによってHLWの有害度を減らし、かつ減衰速度を増大することにより、地層処分場の負荷を減らし、環境負荷低減をはかる研究が行われている。その中で、高速炉の炉心領域に、ＭＡを含む燃料ピンと中性子減速材ピンより構成される核変換用のターゲット集合体を装荷して核変換効率向上をはかる炉心概念が、K. Fujimura， et al.， “Fast Reactor Core Concepts for Minor Actinide Transmutation Using Solid Moderator”， Proceedings of GLOBAL2011， (2011年12月、幕張メッセ)に記載されている。
【先行技術文献】
【非特許文献】
【０００９】
【非特許文献１】平川直弘、岩崎智彦著「原子炉物理入門」、東北大学出版会、ｐｐ．２７９―２８６、２００３年１０月３０日。
【００１０】
【非特許文献２】K. Fujimura， et al.， “Fast Reactor Core Concepts for Minor Actinide Transmutation Using Solid Moderator”， Proceedings of GLOBAL2011， Makuhari， Japan， Dec.11-16， 2011， Paper No. 357422.
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１１】
しかしながら、非特許文献２では、ＭＡ核変換用のターゲット集合体の中性子スペクトルが柔らかくなり（中性子の平均エネルギーが低下）、低エネルギーでの中性子吸収断面積がＵ−２３８より数倍大きなＮｐ−２３７やＡｍ−２４１等のＭＡを含む燃料ピン内の中性子束が急激に減衰する自己遮蔽効果が顕在化して、ＭＡの核変換効率が低下する可能性がある。
【００１２】
本発明は、マイナーアクチニド等の長寿命放射性廃棄物の核変換効率を向上可能な核変換用集合体及びそれを用いた高速炉原子力発電システムを提供する。
【課題を解決するための手段】
【００１３】
上記課題を解決するため、本発明は、高速炉の炉心に装荷され、原子炉の使用済燃料から取り出された長寿命の核分裂生成物または再処理により回収されるマイナーアクチニドである長寿命元素を含む燃料ピンと中性子減速材を含む減速材ピンを複数束ねてラッパ管に収容してなる核変換用集合体であって、核変換用集合体の鉛直方向に垂直な断面において、中心に向かうに従い前記燃料ピンに充填された前記長寿命元素の燃料要素の断面積が小さくなるよう複数の前記燃料ピンを配置することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１４】
本発明によれば、マイナーアクチニド等の長寿命放射性廃棄物の核変換効率を向上可能な核変換用集合体及びそれを用いた高速炉原子力発電システムを提供することができる。
【００１５】
これにより、マイナーアクチニド(MA)等の長寿命放射性廃棄物の核変換率を向上でき、地層処分される高レベル廃棄物の有害度減衰期間を数百年程度に短縮され環境負荷低減がはかれる。
【００１６】
上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。
【図面の簡単な説明】
【００１７】
【図１】本発明の一実施例に係る核変換用集合体と、それを装荷する高速炉の炉心の横断面図である。
【図２】本発明の実施例に係る核変換用集合体を用いた高速炉原子力発電システムの全体構成図である。
【図３】本発明の一実施例に係る核変換用集合体と、それを装荷する高速炉の炉心の横断面図である。
【図４】本発明の一実施例に係る核変換用集合体の横断面図である。
【図５】比較例であるケース１の核変換用集合体横断面図と、Am241およびAm243の原子数密度の燃焼変化を示す図である。
【図６】比較例であるケース２の核変換用集合体横断面図と、Am241およびAm243の原子数密度の燃焼変化を示す図である。
【図７】ケース３の核変換用集合体横断面図と、Am241およびAm243の原子数密度の燃焼変化を示す図である。
【図８】本発明の一実施例に係る核変換用集合体の横断面図と核変換用集合体近傍の半径方向出力分布図である。
【図９】本発明の一実施例に係る核変換用集合体を炉心燃料領域と放射線遮蔽体領域の間に装荷した高速炉炉心の横断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１８】
本発明の高速炉原子力発電システムは、図２に示されるように、原子炉容器２１、原子炉容器２１内に収納された核分裂性物質を含む炉心２２、原子炉容器２１から一次冷却系配管２３を介して順に接続された中間熱交換器２４及び一次主循環ポンプ２５、中間熱交換器２４より二次冷却系配管２６を介して順に接続された蒸気発生器２８及び二次主循環ポンプ２７を有する。また、蒸気発生器２８にて発生した蒸気を高圧タービン３０ａ及び低圧タービン３０ｂに送る主蒸気系配管２９ａ、高圧タービン３０ａ及び低圧タービン３０ｂを経由した後の蒸気を凝縮して水に戻す復水器３２、復水器３２にて凝縮した水を蒸気発生器２８に戻す給復水系配管２９ｂ、高圧タービン３０ａ及び低圧タービン３０ｂの軸に連結された発電機３１、復水器３２の下流側で給復水系配管２９ｂに連結された給水ポンプ３３及び給水加熱器３４とから構成されている。
【００１９】
そして、本発明の高速炉原子力発電システムでは、炉心２２にて加熱された一次系冷却材（例えば、液体ナトリウム）を中間熱交換器２４に通して二次系冷却材（例えば、液体ナトリウム）を加熱し、さらに二次系冷却材を蒸気発生器２８に通して主蒸気系配管２９ａに蒸気を発生させ、この蒸気を高圧タービン３０ａ及び低圧タービン３０ｂに導いて、発電機３１により発電を行う。発電に使用された蒸気は、沸騰水型（ＢＷＲ）又は加圧水型（ＰＷＲ）軽水炉原子力発電システムと同様に、復水器３２で凝縮されて水となり、その後、給水ポンプ３３及び給水加熱器３４を通ってそれぞれ加熱及び昇圧され、蒸気発生器２８に給水される。
【００２０】
炉心２２には、後述する複数の炉心燃料集合体、制御棒及び核変換用集合体が収容されている。炉心２２を収納する原子炉容器２１内は一次冷却材で満たされ、一次冷却材は、炉心２２の下部より炉心２２内に入り炉心燃料集合体及び核変換用集合体に沿って上昇し、一次主循環ポンプ２５により原子炉容器２１の外部に設けられた中間熱交換器２４へと一次冷却配管２３を介して流入する。これによりループ型の高速炉を構成している。なお、本明細書ではループ型の高速炉を例に説明するが、これに限られず、原子炉容器２１、一次主循環ポンプ２５及び中間熱交換器２４を１つのタンクに収容するタンク型の高速炉にも適用できる。
【００２１】
炉心２２は、内側炉心領域１、外側炉心領域２及び外側炉心領域２を囲む放射線遮蔽体領域からなり、内側炉心領域１及び外側炉心領域２、または外側炉心領域２と放射線遮蔽体領域との間に複数の核変換用集合体を装荷している。
【００２２】
核変換用集合体は、長寿命元素が充填された燃料ピンと中性子減速材が充填された減速材ピンを複数束ねてラッパ管に収容しており、核変換用集合体の中心に向かうに従い充填された長寿命元素の燃料要素の断面積が小さくなるよう、複数の燃料ピンが配置されている。ここで、燃料ピンに充填される長寿命元素として、原子炉の使用済燃料から取り出された、テクネチウム９９（Ｔｃ−９９）、ヨウ素９９（Ｉ−９９）等の長寿命の核分裂生成物（ＦＰ：Ｆｉｓｓｉｏｎ  Ｐｒｏｄｕｃｔ）、また、使用済燃料の再処理で発生する高レベル放射性廃棄物（ＨＬＷ）に含まれる長寿命元素のうち、再処理により分離・回収されるネプチニウム（Ｎｐ）、アメリシウム（Ａｍ）、キュリウム（Ｃｍ）等のマイナーアクチニド（ＭＡ：Ｍｉｎｏｒ  Ａｃｔｉｎｉｄｅ）を用いる。また、中性子減速材として、例えば、水素化ジルコニウム（Ｚｒ−Ｈ）を用いている。
【００２３】
本発明では、核変換用集合体の中心に向かうに従い充填された長寿命元素の燃料要素の断面積が小さくなるよう燃料ピンを配置することにより、自己遮蔽効果による核変換用集合体内部での核変換率の低下を抑制し、ＭＡ等の長寿命元素の核変換率を向上することができる。これにより、地層処分される高レベル放射性廃棄物の有害度減衰期間を２００万年から数百年程度へと短縮することが可能となる。
【００２４】
以下、図面を用いて本発明の核変換用集合体を装荷する高速炉の炉心について詳細に説明する。
【実施例１】
【００２５】
図１に本発明の実施例に係る核変換用集合体を装荷する高速炉の炉心を示す。図１（ａ）に示されるように、本実施例の高速炉の炉心２２は、高速炉の原子炉容器２１内に配置され、内側炉心領域１、内側炉心領域１を取り囲む外側炉心領域２を有する炉心燃料領域、第１放射線遮蔽体領域３及び第２放射線遮蔽体領域４を有する。炉心２２の半径方向において、第１放射線遮蔽体領域３が炉心領域を取り囲んで炉心燃料領域と隣り合っており、第２放射線遮蔽体領域４が第１放射線遮蔽体領域３を取り囲んでいる。この炉心２２は半径方向及び軸方向（図１（ａ）における図面に対し奥行方向）においてブランケット燃料を配置していない。内側炉心領域１には、原子炉の起動時、停止時及び出力の調節時に用いる制御棒１０が配されている。制御棒１０は、炭化ホウ素（Ｂ４Ｃ）ペレットをステンレス製の被覆管に封入した複数の中性子吸収棒を有し、これらの中性子吸収棒を横断面が正六角形をしたラッパ管に収納して構成される。制御棒１０は、主炉停止系及び後備炉停止系の独立した２系統の構成となっているが、図１（ａ）ではこれらを区別せず記載している。
【００２６】
炉心２２が適用される高速炉は、冷却材として液体ナトリウムを用いる。液体ナトリウムは原子炉容器２１内に充填されている。炉心２２の炉心燃料領域（内側炉心領域１及び外側炉心領域２を含む）には、プルトニウム酸化物（ＰｕＯ2）及び劣化ウランの酸化物（ＵＯ2）を混合した混合酸化物（以下、ＭＯＸ（Ｍｉｘｅｄ  Ｏｘｉｄｅ）燃料という）を含む複数の炉心燃料集合体が装荷されている。
【００２７】
本実施例では、上述のマイナーアクチニド（Minor Actinide， ＭＡ）を含むＭＡピンを混入した核変換用集合体５が装荷されている。非特許文献２で示されるように、高速炉の炉心領域に、ＭＡを含むピンと中性子減速材である水素化ジルコニウム（Ｚｒ−Ｈ）を含むピンとで構成されるＭＡ核変換用集合体を装荷することによって、ＭＡの核変換率や核変換量を増加できる。本発明では、中性子減速材の装荷によって、特に核変換用集合体の中央部程顕著となる、ＭＡピンにおける自己遮蔽効果を緩和するため、長寿命元素であるＭＡを含む燃料ピンの一部を中空ピンとし、核変換用集合体中心に近い程、中空ピンの口径を大きくすることによって、ＭＡ核変換率を増大して、マイナーアクチニド（ＭＡ）等の長寿命放射性廃棄物の核変換率を向上でき、地層処分される高レベル廃棄物の有害度減衰期間を２００万年から数百年程度へと短縮され環境負荷低減がはかれる。
【００２８】
核変換用集合体５は、長寿命元素としてのＭＡが充填された円柱状の燃料ピン６、７、８と水素化ジルコニウム（Ｚｒ−Ｈ）等の中性子減速材が充填された減速材ピン９を複数束ねてラッパ管１１に収容することで構成されている。燃料ピン６、７、８の内部には円筒状の中空部が形成されており、核変換用集合体５内でラッパ管１１に近い位置、すなわち、核変換用集合体５の外周部に配置する燃料ピン６の中空部の口径をｄ１とし、核変換用集合体５内の略中心部に配置する燃料ピン８の中空部の口径をｄ３とし、核変換用集合体５の中心部からの距離が燃料ピン６と燃料ピン８の間に配置される燃料ピン７の中空部の口径をｄ２とした時に、ｄ１≦ｄ２≦ｄ３の関係が成り立つよう燃料ピン６、７、８を配置する。すなわち、核変換用集合体５の中心に向かうに従い中空部の口径が大となるよう燃料ピンを配置している。
【００２９】
連続エネルギーモンテカルロ法コードによる燃焼計算を用いて次の３ケースの解析を実施した。ケース１の核変換用集合体４５として、図５(a)に示す（内部の構造は省略して１／３のみ示した）通り、ラッパ管１１内に、１０ｗｔ％ＡｍＯ２−ＵＯ２の組成を有するＭＡ酸化物ピン４１のみを９１本配置し、各ＭＡ酸化物ピン４１を中実の円筒形状としその外径を同一としている。また、ケース２の核変換用集合体５５として、図６(a)に示す通り、ラッパ管１１内に、１０ｗｔ％ＡｍＯ２−ＵＯ２の組成を有するＭＡ酸化物ピン４１と水素化ジルコニウム（Ｚｒ−Ｈ）が充填された減速材ピン９を配置し、各ＭＡ酸化物ピン４１を４３本配置し、減速材ピン９を中実の円筒形状とし４８本配置している。また、ケース３の核変換用集合体６５として、図７(a)に示す通り、ラッパ管１１内に、１０ｗｔ％ＡｍＯ２−ＵＯ２の組成を有するＭＡ酸化物ピン６１、６２と水素化ジルコニウム（Ｚｒ−Ｈ）が充填された減速材ピン９を配置している。ＭＡ酸化物ピン６１は、中実の円筒形状を有し、核変換用集合体６５の外周部側に２４本配置され、ＭＡ酸化物ピン６２は、その内部に円筒状の中空部を備え核変換用集合体６５の中心側に１９本配置している。ＭＡ酸化物ピン６２のペレットの中空面積割合を５０％としている。すなわち、核変換集合体６５の外周側に配置されるＭＡ酸化物ピン６１に対し中心側に配置されるＭＡ酸化物ピン６２の燃料要素の断面積を５０％としている。新燃料に含まれるＡｍの同位体原子数割合は、Ａｍ−２４１／Ａｍ−２４３＝８０／２０［％］である。
【００３０】
【表１】
0006039524.tif 000002
【００３１】
ケース１の解析結果のうち、Ａｍ−２４１とＡｍ−２４３の原子数密度の１サイクル（６００日）燃焼による変化を図５（ｂ）に示す。図５（ｂ）において縦軸に原子数密度[×10-24個/cm3]、横軸に燃焼日数を示し、グラフ４４、４６はそれぞれ核変換用集合体４５における中心位置および中心から径方向外周側に向かい４列目の位置のＭＡ酸化物ピン４１（中実ピン）におけるＡｍ−２４１の原子数密度を示している。また、グラフ４７、４８はそれぞれ核変換用集合体４５における中心位置および中心から径方向外周側へ４列目の位置のＭＡ酸化物ピン４１（中実ピン）におけるＡｍ−２４３の原子数密度を示している。図５（ｂ）より、核変換用集合体４５内の位置の違いによるＭＡ核種の燃焼変化の違いはないことが分かる。
【００３２】
なお、式（１）で定義される、１サイクルの燃焼に伴うＭＡ核種の核変換率は、Ａｍ−２４１が約３９％、Ａｍ−２４３が約３２％である。
ＭＡ核種の核変換率＝（新燃料の原子数密度−600日燃焼時の原子数密度）/新燃料の原子数密度×100 [%] ・・・（１）
また、ケース２の解析結果のうち、Ａｍ−２４１とＡｍ−２４３の原子数密度の１サイクル（６００日）燃焼による変化を図６（ｂ）に示す。図６（ｂ）においてグラフ５４、５６はそれぞれ核変換用集合体５５における中心位置および中心から径方向外周側に向かい４列目の位置のＭＡ酸化物ピン４１（中実ピン）におけるＡｍ−２４１の原子数密度を示している。また、グラフ５７、５８はそれぞれ核変換用集合体５５における中心位置および中心から径方向外周側に向かい４列目の位置のＭＡ酸化物ピン４１（中実ピン）におけるＡｍ−２４３の原子数密度を示している。式（１）に基づくＡｍ−２４１の核変換率は、中心に配置されたＭＡ酸化物ピン４１（中実ピン）が７０％、中心から径方向外周側へ向かい４列目に配置されたＭＡ酸化物ピン４１が８０％である。同様にＡｍ−２４３の核変換率は、中心に配置された酸化物ピン４１が５７％、中心から径方向外周側へ向かい４列目に配置されたＭＡ酸化物４１が６３％である。以上から、核変換用集合体５５の中心に近い位置程、ＭＡ核種の核変換率が小さくなっていることが分かる。これは、核変換用集合体５５には、水素化ジルコニウム（Ｚｒ−Ｈ）が充填された減速材ピン９の本数が約５０％装荷され、核変換用集合体５５の中心に近づくほど中性子スペクトルが柔らかくなる（中性子スペクトルの平均エネルギーが小さくなる）ことに起因する。すなわち、例え、核変換用集合体５５の中心に配置されたＭＡ酸化物ピン４１と中心から径方向外周側へ向かい４列目に配置されたＭＡ酸化物ピン４１の外径が同一であったとしても、中心に配置されたＭＡ酸化物ピン４１に到達する中性子の平均エネルギーが小さいため、中心に配置されたＭＡ酸化物ピン４１の自己遮蔽効果がより大きくなることによる。
【００３３】
ケース３は、本実施例になる核変換用集合体を簡略化した解析モデルである。解析結果のうち、Ａｍ−２４１とＡｍ−２４３の原子数密度の１サイクル（６００日）燃焼による変化を図７（ｂ）に示す。図７（ｂ）において、グラフ６４は核変換用集合体６５における中心位置に配置されたＭＡ酸化物ピン６２（中空ピン）におけるＡｍ−２４１の原子数密度を示し、グラフ６６は中心から径方向外周側へ向かい４列目に配置されたＭＡ酸化物ピン６１（中実ピン）におけるＡｍ−２４１の原子数密度を示している。また、グラフ６７は中心位置に配置されたＭＡ酸化物ピン６２（中空ピン）におけるＡｍ−２４３の原子数密度を示し、グラフ６８は中心から径方向外周側へ向かい４列目に配置されたＭＡ酸化物ピン６１（中実ピン）におけるＡｍ−２４３の原子数密度を示している。式（１）に基づくＡｍ−２４１の核変換率は、中心に配置されたＭＡ酸化物ピン６２（中空ピン）が７９％、中心から径方向外周側へ４列目に配置されたＭＡ酸化物ピン６１（中実ピン）が８２％である。同様にＡｍ−２４３の核変換率は、中心に配置されたＭＡ酸化物ピン６２（中空ピン）が６０％、中心から径方向外周側へ向かい４列目に配置されたＭＡ酸化物ピン６１（中実ピン）が６４％である。以上から、核変換用集合体６５の中心に近い位置と周辺に近い位置の違いによるＭＡ核種の核変換率の差異はケース２の核変換用集合体５５の場合より小さくなっており、かつＡｍ−２４１、Ａｍ−２４３いずれも増大していることが分かる。これは、核変換用集合体６５中心に近いＭＡ酸化物ピン６２を中空ピンとすることで、ＭＡ酸化物ピン６２の自己遮蔽効果を低減したことに起因する。
【００３４】
本実施例によれば、ＭＡ等の長寿命元素が充填され、その中心に円筒形状の中空部を備えた燃料ピン６、７、８の中空部の口径を、核変換用集合体５の中心へ向かうに従い大きくすることで、自己遮蔽効果が低減され、ＭＡ等の長寿命元素の核変換率を向上することができる。これにより、地層処分される高レベル放射性廃棄物の有害度減衰期間を２００万年から数百年程度へと短縮することが可能となる。
【実施例２】
【００３５】
図３に本実施例に係る核変換用集合体を装荷する高速炉の炉心を示す。図１と同様の構成要素に同一の符号を付している。実施例１では、長寿命元素としてのＭＡが充填された円柱状の燃料ピン６、７、８の内部に円筒状の中空部を形成し、中空部の口径を、核変換用集合体５の中心に向かうに従い大とする構成としたが、本実施例では、燃料ピンをＭＡ等の長寿命元素が充填された中実の円筒形状とし、核変換用集合体５内での燃料ピンの配置位置に応じて、燃料ピンの外径を異なるようにした点が実施例１と異なる。
【００３６】
本実施例においては、図３に示す高速炉の炉心２２は、実施例１の高速炉の炉心２２と同様である。
【００３７】
本実施例では、炉心２２に装荷する核変換用集合体５は、長寿命元素としてのＭＡが充填された中実の燃料ピン１６、１７、１８と水素化ジルコニウム（Ｚｒ−Ｈ）等の中性子減速材が充填された減速材ピン９を複数束ねてラッパ管１１に収容することで構成されている。核変換用集合体５内の略中心部に配置する燃料ピン１８の直径（外径）をＤ３、核変換用集合体５の外周部(ラッパ管１１に最も近い位置)に配置する燃料ピン１６の直径をＤ１、それらの間の位置に配置する燃料ピン１７の直径をＤ２とした場合に、Ｄ１≧Ｄ２≧Ｄ３の関係が成り立つよう燃料ピン１６、１７、１８を配置している。
【００３８】
本実施例によれば、核変換用集合体５内の中心に向かうに従い燃料ピンの直径（外径）が小さくなるよう、燃料ピンを配置することにより、核変換用集合体５の中心部側の燃料ピンの自己遮蔽効果を低減できる。これにより、ＭＡ等の長寿命元素の核変換率を向上でき、地層処分される高レベル放射性廃棄物の有害度減衰期間を２００万年から数百年程度へと短縮することが可能となる。
【００３９】
また、本実施例においては、実施例１に示した燃料ピンを中空にする工程が不要となり、燃料製造工程を簡素化できる。但し、通常の高速炉の燃料集合体において、燃料ピンの間隔を保持するために使用されるワイヤスペーサの利用が困難となるため、外径の異なる燃料ピンの間隔を保持できるようグリッドスペーサを使用した核変換用集合体構造とする必要がある。
【実施例３】
【００４０】
図４に本実施例に係る核変換用集合体を示す。図３と同様の構成要素に同一の符号を付している。実施例２においては、核変換用集合体５の略中心部に配置される燃料ピン１８が１本であるのに対し、本実施例では、略中心部（中央部）に複数の燃料ピン１８を配置する点が異なる。すなわち、核変換用集合体５の略中心部における燃料ピンの配置密度を高くした点が実施例２異なる。
【００４１】
図４に示される長寿命元素としてのＭＡ等が充填された中実の円筒形状の燃料ピン１６、１７、１８の直径（外径）の関係は実施例２と同様である。本実施例では、核変換用集合体５の略中心部に燃料ピン１８を３本配することで、核変換用集合体５内の略中心部での配置密度を、外周部付近及び外周部と中央部との間の領域に配置される燃料ピン１７，１８の配置密度よりも高くしている。
【００４２】
本実施例によれば、実施例２に比べ、核変換用集合体５に装荷できる長寿命元素としてのＭＡ等の核種の重量を増加でき、核変換可能なＭＡの重量を増加できる。
【００４３】
また、本実施例においても、核変換用集合体５の中心部側の燃料ピンの自己遮蔽効果を低減でき、地層処分される高レベル放射性廃棄物の有害度減衰期間を数百年程度に短縮ことが可能となる。
【実施例４】
【００４４】
図８に核変換用集合体付近におる出力密度及び本実施例の核変換用集合体を示す。本実施例では、核変換用集合体５の外周部付近に燃料ピン６のみを配置する点が実施例１と異なる。
【００４５】
図８(a)は、中心位置に核変換用集合体５を１体配置し、それを取り囲む位置に炉心燃料集合体を３体配置した場合を想定し２次元ＲＺ体系でモデル化し、縦軸に出力密度[W/cm3]、横軸に中心からの半径方向の距離をとり、中心からの距離に応じた出力密度の分布を示している。図８（ａ）においてグラフ７４は平衡サイクル初期、グラフ７５は平衡サイクル末期における半径方向の出力密度の分布を示している。炉心燃料集合体の中で、核変換用集合体に面した位置で、出力密度が局所的に大きくなっている。これは、核変換用集合体に装荷された水素化ジルコニウム（Ｚｒ−Ｈ）によって減速された中性子が炉心燃料集合体内に漏れ出た際に、炉心燃料集合体におけるＰｕ−２３９等の核分裂核種の核分裂が促進された結果により生じたものである。すなわち、核変換用集合体から減速された中性子が燃料集合体内に漏れ出ることにより、燃料集合体の核変換用集合体に面する領域での中性子線束が急激に上昇したことに起因する。
【００４６】
この様な局所的な出力ピークを抑性するために、本実施例では、図８（ｂ）に示す核変換用集合体の構造とする。すなわち、ラッパ管１１に隣接する最外周位置には長寿命元素としてのＭＡ等が充填された燃料ピン６のみを配置する。燃料ピン６、７、８の中空径の大きさの関係は実施例１と同様である。
【００４７】
本実施例によれば、隣接する炉心燃料集合体における局所出力ピークの発生を回避しつつ高速炉の炉心に核変換用集合体５を装荷することができるので、実施例１、２の核変換用集合体と比べて、炉心内の装荷位置の自由度が大きく、最適な位置に装荷できるので、核変換率、核変換量を、実施例１、２と比べて増加することができる。
【００４８】
なお、本実施例では燃料ピン６、７、８を実施例１と同様の中空ピンの構成としたが、これに限られず、実施例２のように中実の円筒形状としてもよい。
【００４９】
また、本実施例においても、核変換用集合体５の中心部側の燃料ピンの自己遮蔽効果を低減でき、地層処分される高レベル放射性廃棄物の有害度減衰期間を数百年程度に短縮ことが可能となる。
【実施例５】
【００５０】
図９に本実施例に係る燃料集合体を装荷する高速炉の炉心を示す。実施例１から実施例４では、核変換用集合体を高速炉の炉心の内側炉心領域１、外側炉心領域２に配置する構成としたが、本実施例では、核変換用集合体５を外側炉心領域２と放射線遮蔽領域との間に装荷する構成とした点が異なる。
【００５１】
本実施例では、図９（ｂ）に示されるように、実施例１と同様の核変換用集合体５を、外側炉心領域２と放射線遮蔽体領域８１の間に装荷する。これによって、中性子減速材が充填された減速材ピン９を含む核変換用集合体５を炉心燃料領域に装荷した場合と比べて、炉心性能や出力分布への影響を小さく抑えつつ、より多くの核変換用集合体５を装荷することができる。
【００５２】
なお、本実施例において、外側炉心領域２と放射線遮蔽体領域８１の間に装荷する核変換用集合体５を実施例１と同様の構成としたが、これに限られず、上述の実施例２から実施例４のいずれかの核変換用集合体５の構成としてもよい。
【００５３】
以上に述べた実施例１〜５においては、長寿命元素としてＭＡを想定したが、余剰Ｐｕの削減を目的とした超ウラン元素(ＴＲＵ；ＴＲａｎｓ−Ｕｒａｎｉｕｍ)核変換炉の場合のＴＲＵや、高レベル放射性廃棄物である長寿命のＴｃ−９９（テクネチウム−９９）やＩ−１２９（ヨウ素―１２９）等の核分裂生成物（ＦＰ；Ｆｉｓｓｉｏｎ  Ｐｒｏｄｕｃｔ）を核変換の対象としても、同様の効果が得られる。
【００５４】
なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の実施例の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。
【符号の説明】
【００５５】
１  内側炉心領域
２  外側炉心領域
３  第１放射線遮蔽体領域
４  第２放射線遮蔽体領域
５  核変換用集合体
６、７、８  燃料ピン
９  減速材ピン
１０  制御棒
１１  ラッパ管
２１  原子炉容器
２２  炉心
２３  一次冷却系配管
２４  中間熱交換器
２５  一次主循環ポンプ
２６  二次冷却系配管
２７  二次主循環ポンプ
２８  蒸気発生器
２９ａ  主蒸気系配管
２９ｂ  給復水系配管
３０ａ  高圧タービン
３０ｂ  低圧タービン
３１  発電機
３２  復水器
３３  給水ポンプ
３４  給水加熱器
【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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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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