(57)【要約】【課題】高い燃焼度の原子炉を安全に運転可能な原子炉の運転方法を提供する。【解決手段】複数積層する燃料ブロック３３を、中性子の照射量が被覆材３４の許容量を超える前に新しい被覆材３４に交換する簡易再処理を行う第１のグループ、被覆材３４を新しい被覆材３４に交換する簡易再処理を既に行った第２のグループ、中性子の照射量が被覆材３４の許容量未満であり炉心２内における配置位置のみを移動させる第３のグループ、燃焼済みで廃棄する第４のグループ、新規追加用の第５のグループに分類し、燃料集合体３内において第１のグループに属する燃料ブロック３３が第３のグループに属する燃料ブロック３３の配列の中に離散的に配置されており、運転サイクルを終了する度に燃料集合体取出工程Ｓ１、燃料ブロック取出工程Ｓ２、燃料集合体再構成工程Ｓ４、燃料集合体装荷工程Ｓ５を繰返し、次回の運転サイクル中に簡易再処理工程Ｓ１３を行う。【選択図】図８
2007232429.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
核分裂性物質およびこれらの親物質のうち少なくとも一つを含む核燃料体と、これを被覆する被覆材と、を備えた燃料ブロックを、炉心の軸方向に複数積層してなる燃料集合体を、前記炉心内に並行に配置し、
運転サイクルの初期において、前記炉心内に配置する前記燃料集合体は、前記核分裂性物質が核分裂連鎖反応によって燃焼する燃焼部分の前記燃料ブロックと、この燃焼部分の前記燃料ブロックと連接し、核分裂連鎖反応によっていまだ燃焼していない未燃焼部分の燃料ブロックとを有するように構成し、
運転サイクル中、前記燃焼部分において、前記核分裂性物質の核分裂連鎖反応によって生じる発熱分布が、前記燃焼の持続時間に亘ってほぼ一定であり、前記燃焼の進行に伴って前記炉心の軸方向に移動する原子炉の運転方法であって、
運転サイクル開始前の時点において、
前記燃料ブロックをそれぞれ、
前記核分裂連鎖反応によって生じる中性子の照射量が前記被覆材の許容量を超える前に、当該許容量を超える前の被覆材を新しい被覆材に交換する簡易再処理を行うため、現在行っている運転サイクルを終了したときに前記炉心から取り出す第１のグループに属する燃料ブロックと、
以前の運転サイクルで前記第１のグループに属し、かつ、前記被覆材を新しい被覆材に交換する簡易再処理をすでに行って前記原子炉外にストックしておき、現在行っている運転サイクルを終了したときに、前記取り出された第１のグループに属する燃料ブロックの替わりに補填する第２のグループに属する燃料ブロックと、
前記中性子による照射量が次回の運転サイクル中であっても前記被覆材の許容量未満であり、前記炉心内における燃料集合体内での配置位置のみを移動させる第３のグループに属する燃料ブロックと、
前回の運転サイクル終了時に所定の燃焼度に達し、燃焼済みとして取り出され廃棄される第４のグループに属する燃料ブロックと、
前記第４のグループに属する燃料ブロックの替わりに、新規に追加される未燃焼の第５のグループに属する燃料ブロックと、
に分類したときに、
前記燃料集合体内における前記第１のグループに属する燃料ブロックが、前記第３のグループに属する燃料ブロックの配列の中に離散的に配置されており、
前記原子炉の運転を開始して所定期間の運転サイクルを終了する度に、前記燃料集合体を前記原子炉から取り出し、当該取り出した燃料集合体から燃料ブロックを取り出して、前記第４のグループに属する燃料ブロックと、前記許容量未満の前記第３のグループに属する燃料ブロックと、第１のグループに属する燃料ブロックと、に分類し、前記燃料集合体から取り出された第１のグループに属する燃料ブロックの替わりに、前記第２のグループに属する燃料ブロックを第３のグループに属する燃料ブロックとして補填するとともに、前記第４のグループに属する燃料ブロックと隣接していた第３のグループに属する燃料ブロックを当該取り出された燃焼済み燃料ブロックがあった位置に来るように燃料集合体内の燃料ブロック全体を軸方向に移動させ、さらに前記第５のグループに属する燃料ブロックを前記燃料集合体の軸方向の一端部側に補填して燃料集合体を再構成し、次回の運転サイクルを行うために、前記再構成した燃料集合体を前記炉心に装荷することを繰り返すものであり、当該次回の運転サイクル中に、
前記炉心から取り出された第１のグループに属する燃料ブロックの被覆材を新しい被覆材に交換する簡易再処理を行って前記第２のグループに属する燃料ブロックとし、当該簡易再処理した燃料ブロックを原子炉外にストックすることを特徴とする原子炉の運転方法。
【請求項２】
核分裂性物質およびこれらの親物質のうち少なくとも一つを含む核燃料体と、これを被覆する被覆材と、を備えた燃料ブロックを炉心の軸方向に複数積層してなる燃料集合体を、前記炉心内に並行に配置し、
運転サイクルの初期において前記炉心内に配置する前記燃料集合体は、前記核分裂性物質が核分裂連鎖反応によって燃焼する燃焼部分の前記燃料ブロックと、この燃焼部分の前記燃料ブロックと連接し、核分裂連鎖反応によっていまだ燃焼していない未燃焼部分の燃料ブロックとを有するように構成し、
運転サイクル中、前記燃焼部分において、前記核分裂性物質の核分裂連鎖反応によって生じる発熱分布が、前記燃焼の持続時間に亘ってほぼ一定であり、前記燃焼の進行に伴って前記炉心の軸方向に移動する原子炉の運転方法であって、
運転サイクル開始前の時点において、
前記燃料ブロックをそれぞれ、
前記核分裂連鎖反応によって生じる中性子の照射量が前記被覆材の許容量を超える前に、当該許容量を超える前の被覆材を新しい被覆材に交換する簡易再処理を行うため、現在行っている運転サイクルを終了したときに前記炉心から取り出す第１のグループに属する燃料ブロックと、
以前の運転サイクルで前記第１のグループに属し、かつ、前記被覆材を新しい被覆材に交換する簡易再処理をすでに行って前記原子炉外にストックしておき、現在行っている運転サイクルを終了したときに、前記取り出された第１のグループに属する燃料ブロックの替わりに補填する第２のグループに属する燃料ブロックと、
前記中性子による照射量が次回の運転サイクル中であっても前記被覆材の許容量未満であり、前記炉心内における燃料集合体内での配置位置のみを移動させる第３のグループに属する燃料ブロックと、
前回の運転サイクル終了時に所定の燃焼度に達し、燃焼済みとして取り出され廃棄される第４のグループに属する燃料ブロックと、
前記第４のグループに属する燃料ブロックの替わりに、新規に追加される未燃焼の第５のグループに属する燃料ブロックと、
に分類したときに、
前記燃料集合体内における前記第１のグループに属する燃料ブロックが、前記第３のグループに属する燃料ブロックの配列の中に離散的に配置されており、
前記原子炉の運転を開始して所定期間の運転サイクルを終了する度に、
前記燃料集合体を前記原子炉から取り出す燃料集合体取出工程と、
前記取り出した燃料集合体から燃料ブロックを取り出す燃料ブロック取出工程と、
前記取り出した燃料ブロックを、前記第４のグループに属する燃料ブロックと、前記許容量未満の前記第３のグループに属する燃料ブロックと、前記第１のグループに属する燃料ブロックと、に分類する燃料ブロック分類工程と、
前記燃料集合体から取り出された前記第１のグループに属する燃料ブロックの替わりに、前記第２のグループに属する燃料ブロックを第３のグループに属する燃料ブロックとして補填するとともに、前記第４のグループに属する燃料ブロックと隣接していた第３のグループに属する燃料ブロックを当該取り出された燃焼済み燃料ブロックがあった位置に来るように燃料集合体内の燃料ブロック全体を軸方向に移動させ、さらに前記第５のグループに属する燃料ブロックを前記燃料集合体の軸方向の一端部側に補填して燃料集合体を再構成する燃料集合体再構成工程と、
次回の運転サイクルを行うために、前記再構成した燃料集合体を前記炉心に装荷する燃料集合体装荷工程と、
を繰り返すものであり、当該次回の運転サイクル中に、
前記炉心から取り出した第１のグループに属する燃料ブロックの被覆材を新しい被覆材に交換する簡易再処理を行って前記第２のグループに属する燃料ブロックとする簡易再処理工程と、前記簡易再処理した燃料ブロックを原子炉外にストックするストック工程と、
を含むことを特徴とする原子炉の運転方法。
【請求項３】
前記運転サイクルの初期において前記炉心内に配置する前記燃料集合体は、濃縮ウランでなる核燃料体、およびプルトニウムを含む核燃料体のうちの少なくとも一つを備える燃料ブロックとしたことを特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子炉の運転方法。
【請求項４】
前記第５のグループに属する燃料ブロックは、天然ウランでなる核燃料体、および劣化ウランでなる核燃料体のうちの少なくとも一つを備えていることを特徴とする請求項１から請求項３のいずれか一項に記載の原子炉の運転方法。
【請求項５】
前記第１のグループまたは第３のグループに属する燃料ブロックのうちの少なくとも１つが、発熱分布のピークの位置を有する 核燃料体を備えていることを特徴とする請求項１から請求項４のうちのいずれか一項に記載の原子炉の運転方法。
【請求項６】
前記所定期間が、少なくとも前記中性子による照射量が前記被覆材の許容量未満である期間を、前記被覆材を交換するサイクル数で除算した期間未満で設定され、さらに、当該除算した期間を等分の期間とすることを特徴とする請求項１から請求項５のいずれか一項に記載の原子炉の運転方法。
【請求項７】
前記燃料ブロックの高さを、前記所定期間に前記発熱分布のピークの位置が炉心の軸方向に移動する距離を一単位とした場合における、その一単位の自然数分の一としていることを特徴とする請求項１から請求項６のいずれか一項に記載の原子炉の運転方法。
【請求項８】
前記原子炉が高速増殖炉であることを特徴とする請求項１から請求項７のいずれか一項に記載の原子炉の運転方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉の運転方法に係り、更に詳しくは、燃焼に伴う反応度変化補償手段としての制御棒等による操作を不要とし、主な核燃料として天然ウランおよび／または劣化ウランを用いて長期間連続運転することが可能な原子炉の運転方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉の種類には、軽水炉、高速増殖炉、高温ガス炉など種々ある。我が国を含めて諸外国では、軽水炉が広く商業発電に用いられている。
このうち、天然ウラン（ウラン２３８（238Ｕ）：ウラン２３５（235Ｕ）＝９９．３％：０．７％）などのうち、核分裂性物質である235Ｕやプルトニウム２３９（239Ｐｕ）を消費しながら、生成される中性子を238Ｕに吸収させることで、新たな核分裂性物質として239Ｐｕを増殖させることのできる高速増殖炉が、その将来性を有望視されている。
【０００３】
最近、高速増殖炉の燃焼方法について、従来のように炉心全体で核分裂連鎖反応を行う燃焼方法とは異なる、ＣＡＮＤＬＥ燃焼法（Coｎstaｎt Axial Shape of Ｎeutroｎ Flux, Ｎuclide Deｎsities aｎd Power Shape Duriｎg Life of Eｎergy Productioｎ）という新規な燃焼方法が提唱されている（特許文献１および非特許文献１参照）。
【０００４】
ＣＡＮＤＬＥ燃焼法は、核分裂連鎖反応による燃焼で発生する発熱分布を炉心の軸方向に沿って移動する燃焼法である。この燃焼法によれば、核分裂連鎖反応が盛んな発熱密度の高い領域（燃焼部Ｂという）において、核分裂性物質である235Ｕや239Ｐｕなどが核分裂する際に放出する中性子を燃焼部Ｂおよびこれに隣接した新燃料領域にある他の23８Ｕに吸収させ、239Ｐｕにすることで中性子が有効に使われるので中性子経済に優れており、従来の燃焼法による燃焼度（例えば、軽水炉において約４％）と比較して、非常に高い燃焼度（約４０％）を達成することができる。なお、燃焼度は、（（取り出し燃料に含まれる全核分裂片の個数／２）／装荷燃料に含まれる全238Ｕの個数）×１００（％）で求めることができる。
【０００５】
特許文献１に記載されているＣＡＮＤＬＥ燃焼法について、図１０（ａ）〜（ｃ）を参照して説明する。なお、この同図（ａ）は、燃焼部Ｂが、炉心下端部から炉心上端部に向けて移動した様子を示している。なお、同図（ｂ）（ｃ）においては、説明の便宜上、再利用燃料ＲＦに比べて使用済燃料ＳＦ、および追加新燃料ＮＦの長さを極端に大きく示している。
原子炉の炉心における燃焼部Ｂ（同図（ａ））が燃焼して、炉心下端部と炉心上端部とを結ぶ軸に沿って炉心上端部にまで移動した場合には、核分裂連鎖反応を停止させた後（同図（ｂ））、この燃焼部Ｂをそのまま再利用燃料ＲＦとして、つまり、次の運転サイクルの燃焼開始部として炉心下端部に置き換える（同図（ｃ））。そして、同図（ｃ）に示すように、この再利用燃料ＲＦの上部から、炉心上端部まで軸に沿って再利用燃料ＲＦと一体化するように天然ウランを追加新燃料ＮＦとして配置して原子炉の炉心２を構成し、燃焼させるものである。
【０００６】
特許文献１に記載の技術は、一定出力で核分裂連鎖反応が継続することによって燃焼に伴う反応度変化補償用の制御棒を不要とし、運転の容易性と安全性とを兼ね備えた原子力の炉心において、再利用燃料ＲＦおよび追加新燃料ＮＦの複雑な配置換えを不要とするとともに、再利用燃料ＲＦおよび追加新燃料ＮＦを効率的に燃焼させ（燃焼度約４０％）、さらに、長期間に亘って運転を持続させ得る点で優れたものであった。
【特許文献１】特許第３４６３１００号明細書（請求項１、段落０１０３〜０１１０、図９）
【非特許文献１】「蝋燭に灯を点せ  ＣＡＮＤＬＥ  原子炉の新しい燃焼法  固有安全、核拡散抵抗性、燃料サイクル革命をめざして」  東京工業大学  原子炉工学研究所  関本博  著
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
しかしながら、ＣＡＮＤＬＥ燃焼法によって長期間に亘って原子炉を継続して運転することが可能となったものの、約４０％という高い燃焼度で燃焼する核燃料体を被覆する被覆材などの構成品が、長期間に亘る原子炉の運転に耐えられるだけの耐久性を有していないことが懸念された。
【０００８】
本発明は、前記問題点に鑑みてなされたものであり、その目的は、高い燃焼度を有する原子炉を安全に運転することのできる原子炉の運転方法を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【０００９】
前記課題を解決した本発明に係る原子炉の運転方法は、核分裂性物質およびこれらの親物質のうち少なくとも一つを含む核燃料体と、これを被覆する被覆材と、を備えた燃料ブロックを、炉心の軸方向に複数積層してなる燃料集合体を、前記炉心内に並行に配置し、運転サイクルの初期において、前記炉心内に配置する前記燃料集合体は、前記核分裂性物質が核分裂連鎖反応によって燃焼する燃焼部分の前記燃料ブロックと、この燃焼部分の前記燃料ブロックと連接し、核分裂連鎖反応によっていまだ燃焼していない未燃焼部分の燃料ブロックとを有するように構成し、運転サイクル中、前記燃焼部分において、前記核分裂性物質の核分裂連鎖反応によって生じる発熱分布が、前記燃焼の持続時間に亘ってほぼ一定であり、前記燃焼の進行に伴って前記炉心の軸方向に移動する原子炉の運転方法であって、運転サイクル開始前の時点において、前記燃料ブロックをそれぞれ、前記核分裂連鎖反応によって生じる中性子の照射量が前記被覆材の許容量を超える前に、当該許容量を超える前の被覆材を新しい被覆材に交換する簡易再処理を行うため、現在行っている運転サイクルを終了したときに前記炉心から取り出す第１のグループに属する燃料ブロックと、以前の運転サイクルで前記第１のグループに属し、かつ、前記被覆材を新しい被覆材に交換する簡易再処理をすでに行って前記原子炉外にストックしておき、現在行っている運転サイクルを終了したときに、前記取り出された第１のグループに属する燃料ブロックの替わりに補填する第２のグループに属する燃料ブロックと、前記中性子による照射量が次回の運転サイクル中であっても前記被覆材の許容量未満であり、前記炉心内における燃料集合体内での配置位置のみを移動させる第３のグループに属する燃料ブロックと、前回の運転サイクル終了時に所定の燃焼度に達し、燃焼済みとして取り出され廃棄される第４のグループに属する燃料ブロックと、前記第４のグループに属する燃料ブロックの替わりに、新規に追加される未燃焼の第５のグループに属する燃料ブロックと、に分類したときに、前記燃料集合体内における前記第１のグループに属する燃料ブロックが、前記第３のグループに属する燃料ブロックの配列の中に離散的に配置されており、前記原子炉の運転を開始して所定期間の運転サイクルを終了する度に、前記燃料集合体を前記原子炉から取り出し、当該取り出した燃料集合体から燃料ブロックを取り出して、前記第４のグループに属する燃料ブロックと、前記許容量未満の前記第３のグループに属する燃料ブロックと、第１のグループに属する燃料ブロックと、に分類し、前記燃料集合体から取り出された第１のグループに属する燃料ブロックの替わりに、前記第２のグループに属する燃料ブロックを第３のグループに属する燃料ブロックとして補填するとともに、前記第４のグループに属する燃料ブロックと隣接していた第３のグループに属する燃料ブロックを当該取り出された燃焼済み燃料ブロックがあった位置に来るように燃料集合体内の燃料ブロック全体を軸方向に移動させ、さらに前記第５のグループに属する燃料ブロックを前記燃料集合体の軸方向の一端部側に補填して燃料集合体を再構成し、次回の運転サイクルを行うために、前記再構成した燃料集合体を前記炉心に装荷することを繰り返すものであり、当該次回の運転サイクル中に、前記炉心から取り出された第１のグループに属する燃料ブロックの被覆材を新しい被覆材に交換する簡易再処理を行って前記第２のグループに属する燃料ブロックとし、当該簡易再処理した燃料ブロックを原子炉外にストックすることを特徴とする。
【００１０】
このように、本発明の原子炉の運転方法は、原子炉から燃焼済みの核燃料体を有する燃料ブロックを取り出して廃棄するとともに、被覆材の中性子の照射に対する許容量に応じて、原子炉の運転に用いられる燃料ブロックを、前記したように第１のグループ、第２のグループ、および第３のグループの３つのグループに分類し、順次、第１のグループに属することとなった燃料ブロックの被覆材を、所定期間の運転サイクルを停止する度に新しい被覆材に交換する簡易再処理を行う。そして、これを第２のグループに属する燃料ブロックとして原子炉外にストックしておき、原子炉の運転を再開する度に原子炉内に戻して燃焼に供する。このようにすれば、少なくとも次々回の原子炉の運転の再開時に、簡易再処理して第２のグループに属することとなった燃料ブロックを、炉心から取り出された第１のグループに属する燃料ブロックの位置に補填することができるとともに、予め用意しておいた新規追加用の第５のグループに属する燃料ブロックを炉心の一端部側に位置する未燃焼部分に新規に補填することによって、原子炉の運転停止前と同じ量の核燃料体を備えて原子炉の運転を再開することができる。また、このようにすることで、原子炉の運転期間中、被覆材の耐久性を高い状態に維持することが可能となる。つまり、適宜の期間をおいて定期的に被覆材を新しいものに交換することによって、原子炉の全運転期間通じて被覆材の耐久性を高く維持することができる。したがって、被覆材に大量の中性子が照射された場合であってもなお十分な耐久性を有し得る。その結果、高い燃焼度を有する原子炉であっても安全に運転することができる。
【００１１】
また、前記課題を解決した本発明に係る原子炉の運転方法は、核分裂性物質およびこれらの親物質のうち少なくとも一つを含む核燃料体と、これを被覆する被覆材と、を備えた燃料ブロックを炉心の軸方向に複数積層してなる燃料集合体を、前記炉心内に並行に配置し、運転サイクルの初期において前記炉心内に配置する前記燃料集合体は、前記核分裂性物質が核分裂連鎖反応によって燃焼する燃焼部分の前記燃料ブロックと、この燃焼部分の前記燃料ブロックと連接し、核分裂連鎖反応によっていまだ燃焼していない未燃焼部分の燃料ブロックとを有するように構成し、運転サイクル中、前記燃焼部分において、前記核分裂性物質の核分裂連鎖反応によって生じる発熱分布が、前記燃焼の持続時間に亘ってほぼ一定であり、前記燃焼の進行に伴って前記炉心の軸方向に移動する原子炉の運転方法であって、運転サイクル開始前の時点において、前記燃料ブロックをそれぞれ、前記核分裂連鎖反応によって生じる中性子の照射量が前記被覆材の許容量を超える前に、当該許容量を超える前の被覆材を新しい被覆材に交換する簡易再処理を行うため、現在行っている運転サイクルを終了したときに前記炉心から取り出す第１のグループに属する燃料ブロックと、以前の運転サイクルで前記第１のグループに属し、かつ、前記被覆材を新しい被覆材に交換する簡易再処理をすでに行って前記原子炉外にストックしておき、現在行っている運転サイクルを終了したときに、前記取り出された第１のグループに属する燃料ブロックの替わりに補填する第２のグループに属する燃料ブロックと、前記中性子による照射量が次回の運転サイクル中であっても前記被覆材の許容量未満であり、前記炉心内における燃料集合体内での配置位置のみを移動させる第３のグループに属する燃料ブロックと、前回の運転サイクル終了時に所定の燃焼度に達し、燃焼済みとして取り出され廃棄される第４のグループに属する燃料ブロックと、前記第４のグループに属する燃料ブロックの替わりに、新規に追加される未燃焼の第５のグループに属する燃料ブロックと、に分類したときに、前記燃料集合体内における前記第１のグループに属する燃料ブロックが、前記第３のグループに属する燃料ブロックの配列の中に離散的に配置されており、前記原子炉の運転を開始して所定期間の運転サイクルを終了する度に、燃料集合体取出工程と、燃料ブロック取出工程と、燃料ブロック分類工程と、燃料集合体再構成工程と、燃料集合体装荷工程と、を繰り返すものであり、当該次回の運転サイクル中に、簡易再処理工程と、ストック工程と、を含むことを特徴とする。
【００１２】
このように、本発明の原子炉の運転方法は、原子炉の運転を開始して、所定期間の運転サイクルを終了する度に、燃料集合体取出工程で燃料集合体を原子炉から取り出し、燃料ブロック取出工程で当該取り出した燃料集合体から燃料ブロックを取り出す。そして、燃料ブロック分類工程で、当該取り出した燃料ブロックを、前記第４のグループに属する燃料ブロックと、前記許容量未満の前記第３のグループに属する燃料ブロックと、前記第１のグループに属する燃料ブロックと、に分類する。次いで、燃料集合体再構成工程で、燃料集合体から取り出された第１のグループに属する燃料ブロックの替わりに、第２のグループに属する燃料ブロックを第３のグループに属する燃料ブロックとして補填するとともに、第４のグループに属する燃料ブロックと隣接していた第３のグループに属する燃料ブロックを当該取り出された燃焼済み燃料ブロックがあった位置に来るように燃料集合体内の燃料ブロック全体を軸方向に移動させ、さらに第５のグループに属する燃料ブロックを燃料集合体の軸方向の一端部側に補填して燃料集合体を再構成することを繰り返して行うものである。そして、当該次回の運転サイクルを行っているときに、簡易再処理工程によって、炉心から取り出した第１のグループに属する燃料ブロックの被覆材を新しい被覆材に交換する簡易再処理を行って第２のグループに属する燃料ブロックとし、ストック工程で簡易再処理した燃料ブロックを原子炉外にストックし、次回の運転に備える。
【００１３】
本発明において、運転サイクルの初期において炉心内に配置する前記燃料集合体は、濃縮ウランでなる核燃料体、およびプルトニウムを含む核燃料体のうちの少なくとも一つを備えるのが好ましい。
【００１４】
濃縮ウランでなる核燃料体、およびプルトニウムを含む核燃料体のうちの少なくとも一つを備える燃料ブロックを炉心内に装荷すれば、これらの核分裂性物質によって核分裂連鎖反応を開始させ、臨界状態とすることができる。つまり、原子炉の運転を開始することができる。
【００１５】
また、本発明において、第１のグループまたは第３のグループに属する燃料ブロックのうちの少なくとも１つが、発熱分布のピークの位置を有する核燃料体を備えるのが好ましい。
【００１６】
発熱分布のピークの位置では、親物質である238Ｕが中性子を吸収して核分裂性物質である239Ｐｕに核変換している。したがって、運転サイクル終了時に発熱分布のピークの位置に対応していた燃料ブロックを次回の運転サイクルにおいて配置位置のみを移動させる第３のグループに属する燃料ブロックとして炉心に装荷することによって、核分裂性物質である当該239Ｐｕによって核分裂連鎖反応を開始させ、臨界状態とすることができるので原子炉の運転を再開することが可能である。
【００１７】
また、本発明において、第５のグループに属する燃料ブロックは、天然ウランでなる核燃料体、および劣化ウランでなる核燃料体のうちの少なくとも一つを備えているのが好ましい。
【００１８】
このようにすれば、核分裂性物質の親物質である238Ｕを多く含む天然ウランでなる未燃焼の核燃料体、および／または劣化ウランでなる未燃焼の核燃料体をそのまま使用するので、原子炉の運転を行うにあたって、別途ウランを濃縮する処理やプルトニウムを抽出する処理を行う必要がなくなる。
【００１９】
本発明においては、所定期間（１（運転）サイクル）は、少なくとも中性子による照射量が被覆材の許容量未満である期間を、被覆材を交換するサイクル数で除算した期間未満とし、さらに、当該除算した期間を等分の期間とするのが好ましい。
このようにすれば、原子炉の運転中において中性子による照射量が前記被覆材の許容量を超えることはなく、定期的に被覆材を交換することをも保障することができる。したがって、高い燃焼度を有する原子炉をより安全に運転することが可能となる。
【００２０】
本発明においては、燃料ブロックの高さを、所定期間に発熱分布のピークの位置が炉心の軸方向に移動する距離を一単位とした場合における、その一単位の自然数分の一とするのが好ましい。
このようにすれば、原子炉の運転期間と燃料ブロックの交換時期の管理を容易とすることができる。
そして、本発明においては、原子炉が高速増殖炉であるのが好ましい。
【発明の効果】
【００２１】
本発明の原子炉の運転方法によれば、複数積層される燃料ブロックを複数のグループに分類し、当該燃料ブロックの被覆材の耐用期間（すなわち、中性子の照射量の許容量未満の期間）に応じてグループごとに当該被覆材を定期的に新しいものに交換することで被覆材の耐久性を高く維持することができる。したがって、核分裂性物質を最高度の効率で利用可能となるとともに、高い燃焼度を有する原子炉を長期間に亘って安全に運転することが可能となる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２２】
以下、本発明に係る原子炉の運転方法の最良の実施形態について説明する。
本発明の原子炉の運転方法について具体的に説明する前に、適宜図面を参照して、本発明が好適に適用され得る原子炉である高速増殖炉を用いた発電システムおよび高速増殖炉の構成について説明する。
なお、参照する図面において、図１は、ナトリウムを冷却材として用いる代表的な高速増殖炉を用いた発電システムの構成を説明するための構成説明図である。図２は、高速増殖炉の炉心の構成を示す断面平面図である。図３は、炉心内に備えられる燃料集合体の構成を説明する図であって、（ａ）は、燃料集合体の一部を切り欠いて内部を露出させた図であり、（ｂ）は、（ａ）に示す燃料集合体に内包される燃料ブロックの構成を示す図である。なお、図３は、中性子経済を良くするため、冷却材が燃料ブロックの内部を流れる構成となっている。
ここで、以下の説明において、核分裂性物質とは、ウラン２３５（235Ｕ）やプルトニウム２３９（239Ｐｕ）のように、核分裂を起こす物質をいう。
また、親物質とは、ウラン２３８（238Ｕ）やトリウム（232Ｔｈ）のように、それ自身は核分裂性物質ではないが、原子炉などの中で中性子を吸収して239Ｐｕなどの核分裂性の核種に変換する物質をいう。
また、劣化ウランとは、235Ｕの含有率が天然ウランを下回るものをいう。
【００２３】
図１に示すように、高速増殖炉１を用いた発電システムＳは、主として高速増殖炉１、高速増殖炉１内に設けられた炉心２、中間熱交換器１００、蒸気発生器２００、およびタービン発電機３００で構成されている。なお、中間熱交換器１００、蒸気発生器２００、およびタービン発電機３００は、一般的な高速増殖炉で使用される従来公知のものを用いることができるので、これらについての詳細な説明は省略する。なお、発電方法はこれに限定されることはなく、用いる冷却材４１によっては中間熱交換器１００が不要となる場合もあるなど、炉心２以外の構成については適宜設計を変更して行うことができる。
【００２４】
図１に示した発電システムＳは、炉心２で発生した熱エネルギーを冷却材４１、ポンプＰなどの除熱手段４で除去するとともに、炉心２から除去した熱エネルギーを中間熱交換器１００に伝達する。中間熱交換器１００は、冷却材４１によって伝達された熱エネルギーを２次冷却材１１０に伝達する。２次冷却材１１０は、この熱エネルギーを蒸気発生器２００に伝達する。そして、蒸気発生器２００は、２次冷却材１１０から伝達された熱エネルギーを利用して蒸気を発生させ、タービン発電機３００のタービンを回して発電する。
【００２５】
図２に示すように、本発明の原子炉の運転方法が好適に適用される高速増殖炉１の炉心２は、主として、炉心２の軸方向に複数積層した燃料ブロック３３を内包する燃料集合体３（図３（ａ）参照）を多数本並行に配置し、その周囲を反射体５で覆って構成されている。この反射体５は、炉心２から漏れてくる中性子を散乱して再び炉心２に戻す役割を担っている。なお、図示はしないが、この炉心２は、原子炉の定常運転を停止させるための制御棒なども含んで構成されている。なお、図２は、燃料集合体３と炉心２の関係を定性的に示しているだけであり、多くの要素を省略して示している。
【００２６】
なお、このような構成の高速増殖炉１は、核分裂連鎖反応が臨界状態となる量の核分裂性物質を炉心２内に装荷することによって運転を開始させることができる。そして、高速増殖炉１の運転の定常運転は、この核分裂連鎖反応の臨界状態を維持することで行う。
一方、高速増殖炉１の運転の停止は、核分裂連鎖反応を停止することにより行う。例えば、中性子吸収断面積の大きいカドミウム、ホウ素、ハフニウムなどを含んで構成され、高速増殖炉１に内設されている制御棒（図示せず）を炉心２内の適宜の位置に挿入することで行う。
【００２７】
ここで、本発明における燃料集合体３は、図４に示すように、燃焼部分３１と未燃焼部分３２とを有している。
燃焼部分３１とは、定常運転において燃料ブロック３３内の核分裂性物質が核分裂連鎖反応することによって燃焼している部分、または燃焼していた部分をいう。
一方、未燃焼部分３２とは、定常運転において炉心２内における核分裂性物質の核分裂連鎖反応による中性子を吸収しておらず、未だ燃焼していない（核分裂連鎖反応が生じていない）部分をいう。
【００２８】
かかる燃料集合体３は、例えば、図３に示すような六角筒のラッパ管３６で構成されており、当該ラッパ管３６に内包される燃料ブロック３３，３３・・・は、炉心２の軸方向と垂直な方向、および炉心２の軸方向と並行な方向で個々に分離可能となっている。図中の実線Ｌ１〜Ｌ５は分離線を示し、それぞれの位置で上下に分離できる構成であることを示している。このような構成とすることによって、後記するように、燃料集合体３を炉心２外に搬出して解体することで、かかる燃料集合体３から燃料ブロック３３を任意的かつ個別的に取り出すことができる。
なお、燃料ブロック３３，３３・・・は、前記したように、個々に分離可能とする構成に限定されることはなく、様々な形態を採用することができる。例えば、前記した燃料ブロック３３を炉心２の軸方向と並行な方向において２〜３個を一つにまとめて被覆材で被覆する構成（図示せず）や、炉心２の軸方向と並行な方向の全ての燃料ブロック３３，３３・・・を一つにまとめて被覆材で被覆する構成（図示せず）とすることもできる。このような構成とすれば、コストを低くし得るという利点がある。
【００２９】
なお、この燃料集合体３の上部分（ラッパ管３６の上部分）には、炉心２内への装荷および炉心２外への装脱時に交換機グリッパーで把持するために、ハンドリングヘッド（図示せず）が設けられている。また、燃料集合体３の下部分には、冷却材４１の流入孔（オリフィス孔ともいう）を備えたエントランスノズル（いずれも図示せず）が設けられている。
【００３０】
燃料ブロック３３は、図３（ｂ）に示すように、軸方向における中心位置に、後記する冷却材４１を流通させるための冷却チューブ（図示せず）を挿通させるための穴部３３ｈを設けた六角柱形状に構成するのが好ましい。このように、六角柱形状の燃料ブロック３３とすることによって、図３（ａ）の切欠部分に示すように、燃料集合体３内に燃料ブロック３３を複数並設する際に稠密化して配置することができるだけでなく、平面視でハニカム構造となるため、構造強度を高くすることが可能である。
また、本発明においてはこれに限定されることはなく、練炭構造とすることも可能であることはいうまでもない。
【００３１】
このような形状の燃料ブロック３３は、前記した核燃料体３５を、金属燃料の形態で、練炭型に構成するのが好ましい。例えば、図３（ａ）に示すチューブインシェル形式（T. Hiraoka, et al., “A High-breeding Fast Reactor with Fission Product Gas Purge/Tube-in-shell Metallic Fuel Assemblies” Nucl. Technol., 93, 305-329 (1991)）の燃料集合体３に内包して用いると好適である。しかし、本発明においてはこれらに限定されることはなく、窒化物燃料の形態で構成することも可能である。
【００３２】
本発明における燃料ブロック３３は、核分裂性物質とその親物質とを含み、炉心２内において燃焼している（燃焼していた）もの以外に、初装荷用のものと、新規追加用の未燃焼のものがある。
【００３３】
例えば、初装荷用の燃料ブロック３３は、被覆材３４で被覆された濃縮ウランでなる核燃料体３５および239Ｐｕを含む核燃料体３５のうちの少なくとも一つを備えた構成とするのが好適である。
このような初装荷用の燃料ブロック３３を用いると、燃焼可能なウラン２３５（235Ｕ）の濃度を高くした濃縮ウランや239Ｐｕを多く含むので、高速増殖炉１を臨界状態とすることができる。つまり、高速増殖炉１の初回の運転を開始することができる。
【００３４】
また、例えば、新規追加用の未燃焼の燃料ブロック３３は、核分裂性物質の親物質を含む核燃料体３５を被覆材３４で被覆した構成とするのが好適である。このような新規追加用の未燃焼の燃料ブロック３３は、天然ウランでなる核燃料体３５、および劣化ウランでなる核燃料体３５のうちの少なくとも一つを備えた構成とするのがよい。新規追加用の未燃焼の燃料ブロック３３には、当初、天然ウランおよび／または劣化ウランしか含まれておらず、核分裂性物質である239Ｐｕは含まれていない。しかし、燃料ブロック３３に含まれる核燃料体３５は、燃焼とともに親物質が核変換され、核分裂性物質を多く含んだ核燃料体３５となる。
【００３５】
ここで、燃料ブロック３３（および核燃料体３５）の縦幅、横幅、高さの各寸法は適宜設定することができる。特に、その高さについては、被覆材３４の中性子による照射量が被覆材３４の許容量未満である期間（耐用期間ともいう）と、高速増殖炉１の運転期間と、を勘案した所定期間に基づいて設定するのがよい。
つまり、このような所定期間としては、少なくとも中性子による照射量が被覆材３４の許容量未満である期間を、この被覆材３４を交換するサイクル数で除算した期間未満で設定され、さらに、当該除算した期間を等分の期間とすると好適である。このようにすると、運転期間と被覆材３４の交換時期の管理が容易である点からも好ましい。
【００３６】
したがって、燃料ブロック３３の高さは、所定期間に発熱分布のピークの位置ＰＨが炉心２の軸方向に運転期間に移動する距離を一単位とした場合における、その一単位の自然数分の一とするのがよい。
例えば、運転期間を１年とし、発熱分布のピークの位置ＰＨの移動する距離が４ｃｍ／年であった場合、燃料ブロック３３の高さを４ｃｍ（すなわち、１／１）とすると好適である。しかし、本発明においては、これに限定されるものではなく、例えば、２ｃｍ（すなわち、１／２）の燃料ブロック３３を２個重ねたり、１ｃｍ（すなわち、１／４）の燃料ブロック３３を４個重ねたりしてもよい。なお、運転期間を１．５年、２年、または５年などと設定した場合は、これに応じて燃料ブロック３３の高さを６ｃｍ、８ｃｍ、または４０ｃｍなどとすることもできることはいうまでもない。
【００３７】
燃料ブロック３３を被覆する被覆材３４は、ステンレス鋼、アルミニウム、アルミニウム合金、ジルコニウム、マグネシウムまたはマグネシウム合金などで構成するのが好ましい。また、被覆材３４は、これらの素材で板厚寸法を０．３〜０．７ｍｍ程度の薄い板として作製するのが好適であるが、本発明においてはこれに限定されず、用いる素材の種類などを加味して適宜自由に設定することができる。このような被覆材３４を用いれば、高い耐久力を有することができるので、原子炉を安全に運転することが可能となるだけでなく、後に詳述するように、容易に被覆材３４を新しいものに交換することが可能である。
【００３８】
ここで、除熱手段４は、冷却材４１としてナトリウムを使用した場合、図１に示すように、高速増殖炉１の容器と中間熱交換器１００との間で循環する冷却材４１と、この冷却材４１を循環させるためのポンプＰと、で構成されている。なお、この除熱手段４は、ポンプＰを用いない自然循環冷却によって行うことも可能である。
そして、冷却材４１は、前記したように、炉心２で発生した熱エネルギーを中間熱交換器１００に伝達する。
【００３９】
前記したように、燃料集合体３内において、燃料ブロック３３は、炉心２の軸方向（燃料集合体３の軸方向）に複数積層されているが（図３（ａ）参照）、複数積層された燃料ブロック３３の中心位置には冷却チューブ（図示せず）が内設されており、この冷却チューブ内を冷却材４１が流通することで、炉心２において発生した熱エネルギーを除去することができるが、本発明においてはこれに限定されるものではない。例えば、冷却流路を複数個設けた練炭型の燃料ブロックを用いることも可能であり、また、例えば、通常の原子炉で行われるように、本発明における核燃料体３５に相当する燃料ペレットが内包された燃料棒（本発明においては、炉心軸方向に複数積層された状態の燃料ブロック３３，３３・・・に相当する）の周囲に適宜の寸法の隙間を設けて、かかる隙間を冷却材４１が流通するようにしてもよい。
【００４０】
冷却材４１としては、中性子を減速させにくいナトリウム（Ｎａ）や、鉛ビスマス（Ｐｂ−Ｂｉ）やガス（Ｈｅ，ＣＯ２など）などを好適に用いることができる。なお、Ｎａは、水や空気と激しく化学反応するのに対して、Ｐｂ−Ｂｉは、水や空気に対して無反応であることに加え、中性子を減速させないで効率よく利用することができる。したがって、高速増殖炉１においてはＰｂ−Ｂｉを用いるのが好適である。
【００４１】
本発明の原子炉の運転方法を好適に適用し得る高速増殖炉１の燃焼方式として、ＣＡＮＤＬＥ燃焼法（特許第３４６３１００号参照）を挙げることができる。
ＣＡＮＤＬＥ燃焼法とは、図４に示すように、燃焼部分３１において、核分裂性物質の核分裂連鎖反応によって生じる発熱分布が、燃焼の持続時間に亘ってほぼ一定であり、燃焼の進行に伴って炉心２の軸方向に移動する燃焼方法である。
なお、図４は、ＣＡＮＤＬＥ燃焼法による燃焼のプロファイルと、本発明の原子炉の運転方法の概要を示す図であり、（ａ）は、第ｍ回目の運転サイクルにおいて、発熱分布のピークの位置ＰＨが炉心２の上端部から下端部に向けて移動している様子を示しており、（ｂ）は、第ｍ＋１回目の運転サイクルにおいて、発熱分布のピークの位置ＰＨが炉心２の上端部から下端部に向けて移動している様子を示している。
【００４２】
ここで、ＣＡＮＤＬＥ燃焼法で特長的な事項としては、核分裂性物質や親物質を含む核燃料体３５を備えた燃料ブロック３３は、従来の設計と同じように固定したままとし、制御棒や反射体制御のような可動式燃焼反応度制御を行う必要がないことにある。すなわち、前記した熱エネルギーの分布の移動は自然に行われる点にある。
【００４３】
なお、かかるＣＡＮＤＬＥ燃焼法は、炉心軸方向に沿って燃焼できればその方向は特に限定されるものではなく、発熱分布を上方向から下方向へ移動するように燃焼させてもよく、これとは逆の方向へ移動するように燃焼させてもよい。さらに、炉心２を横置きとする場合は、発熱分布を右方向から左方向またはこれとは逆の方向へ移動するように燃焼させてもよい。
【００４４】
［原子炉の運転方法］
以上、本発明が好適に適用され得る原子炉である高速増殖炉を用いた発電システムおよび高速増殖炉の構成について説明した。
次に、このような構成の原子炉（高速増殖炉）の運転方法について、図５〜図８および適宜図２〜４を参照して具体的に説明する。なお、図５は、第ｎ回目の運転サイクルにおける燃料集合体の装荷、再構成、および炉心に装荷して第ｎ＋１回目の運転サイクルを行う様子を模式的に示す模式図である。図６は、第ｎ＋１回目の運転サイクルにおける燃料集合体の装荷、再構成、および炉心に装荷して第ｎ＋２回目の運転サイクルを行う様子を模式的に示す模式図である。図７は、本発明に係る原子炉の運転方法の一実施形態を示すフローチャートである。図８は、本発明に係る原子炉の運転方法における被覆材の簡易再処理を説明するフローチャートである。
【００４５】
図５に示すように、本発明の原子炉の運転方法は、前記した構成の原子炉（高速増殖炉１）の第ｎ回目の運転サイクルを開始する前の時点において、燃料ブロック３３をそれぞれ、核分裂連鎖反応によって生じる中性子の照射量が被覆材３４の許容量を超える前に、当該許容量を超える前の被覆材３４を新しい被覆材３４に交換する簡易再処理を行うため、現在行っている第ｎ回目の運転サイクルを終了したときに炉心２から取り出す第１のグループに属する燃料ブロック３３と、以前（第ｎ−１回目以前）の運転サイクルで第１のグループに属し、かつ、被覆材３４を新しい被覆材３４に交換する簡易再処理をすでに行って高速増殖炉１外にストックしておき、次回の第ｎ＋１回目の運転サイクルを終了したときに、取り出された第１のグループに属する燃料ブロック３３の替わりに補填する第２のグループに属する燃料ブロック３３と、中性子による照射量が次回の第ｎ＋１回目の運転サイクル中であっても被覆材３４の許容量未満であり、炉心２から取り出さないで、炉心２内における燃料集合体３内での配置位置のみを移動させる第３のグループに属する燃料ブロック３３と、第４のグループに属する燃料ブロック３３の替わりに、新規に追加される未燃焼の第５のグループに属する燃料ブロック３３と、に分類したときに、燃料集合体３内における第１のグループに属する燃料ブロック３３を、第３のグループに属する燃料ブロック３３の配列の中に離散的に配置している。
【００４６】
なお、図５の第ｎ回目の運転サイクルにおけるＮｏ．５，１０、および図６の第ｎ＋１回目の運転サイクルにおけるＮｏ．６，１１が第１のグループ（Ｇ１）に属する燃料ブロック３３に相当する。
また、図５の第ｎ回目の運転サイクルにおけるＮｏ．４，９、および図６の第ｎ＋１回目の運転サイクルにおけるＮｏ．５，１０が第２のグループ（Ｇ２）に属する燃料ブロック３３に相当する。
また、図５の第ｎ回目の運転サイクルにおけるＮｏ．２，３，６〜８，１１，１２、および図６の第ｎ＋１回目の運転サイクルにおけるＮｏ．３，４，７〜９，１２，１３が第３のグループ（Ｇ３）に属する燃料ブロック３３に相当する。
そして、図５の第ｎ回目の運転サイクルにおけるＮｏ．１、および図６の第ｎ＋１回目の運転サイクルにおけるＮｏ．２が第４のグループ（Ｇ４）に属する燃料ブロック３３に相当し、図５の第ｎ回目の運転サイクルにおけるＮｏ．１３，１４、および図６の第ｎ＋１回目の運転サイクルにおけるＮｏ．１４，１５が第５のグループ（Ｇ５）に属する燃料ブロック３３に相当する。
【００４７】
これら第１、第２、第３、第４および第５のそれぞれのグループに属する燃料ブロック３３の個数は適宜に変更することができることはいうまでもない。第１、第２、第３、および第５のそれぞれのグループに属する燃料ブロック３３の構成比率を、例えば、図５（ａ）（ｂ）に示すように、１：１：３：１：１とすることができる。また、図示はしないが、例えば、１：１：２：１：１とすることや、１：１：１：１：１などとすることもできる。
なお、図５および図６においては、第３のグループに属する燃料ブロック３３の個数は第２のグループに属する燃料ブロック３３（第１のグループに属する燃料ブロック３３）によって等分されて、当該第３のグループに属する燃料ブロック３３の配列中に離散的に配置されているが、出力分布によって変化させるのが好ましい。すなわち、出力密度の高い領域にある第３のグループに属する燃料ブロック３３の個数を出力密度の低い領域にある第３のグループに属する燃料ブロック３３の個数より少なくするのが好ましい。このようにすると、取り出される第１のグループに属する燃料ブロック３３の中性子による照射量が被覆材３４の許容量未満であって、かつ最大の燃焼度の増加を得られるようにすることが可能となる。このため、第１のグループに属する燃料ブロック３３の中性子による被覆材３４に対する照射量は、いずれも許容量未満であって、かつ許容値に近い値となるような設定とすることもできる。
【００４８】
このような構成の高速増殖炉１の運転を開始して所定期間の運転サイクルを終了する度に、燃料集合体３を高速増殖炉１から取り出し、当該燃料集合体３から第４のグループに属する燃料ブロック３３と、許容量未満の第３のグループに属する燃料ブロック３３と、第１のグループに属する燃料ブロック３３と、を取り出す。
【００４９】
次いで、燃料集合体３から取り出された第１のグループに属する燃料ブロック３３の替わりに、第２のグループに属する燃料ブロック３３を第３のグループに属する燃料ブロック３３として補填するとともに、取り出された第４のグループに属する燃料ブロック３３と隣接していた第３のグループに属する燃料ブロック３３を、当該取り出された燃焼済み燃料ブロック３３があった位置に来るように燃料集合体３内の燃料ブロック３３全体を軸方向に移動させ、さらに第５のグループに属する燃料ブロック３３を燃料集合体３の軸方向の一端部側に補填して、燃料集合体３を再構成する。
【００５０】
次いで、次回の第ｎ＋１回目の運転サイクルを行うために、再構成した燃料集合体３を炉心２に装荷することを繰り返すものである。
そして、本発明においては当該運転サイクルの最後に、炉心２から第１のグループに属する燃料ブロック３３を取り出し、その被覆材３４を新しい被覆材３４に交換する簡易再処理をその次の運転サイクル中に行って、第２のグループに属する燃料ブロック３３とし、当該簡易再処理した燃料ブロック３３を高速増殖炉１外にストックする。
【００５１】
本発明に係る原子炉の運転方法を図７のフローチャートに示す。
図７に示すように、本発明に係る原子炉の運転方法は、前記原子炉の運転を開始して、所定期間の運転サイクル（第ｎ回目）を終了する（ＳＴＡＲＴ）度に、燃料集合体取出工程Ｓ１と、燃料ブロック取出工程Ｓ２と、燃料ブロック分類工程Ｓ３と、燃料集合体再構成工程Ｓ４と、燃料集合体装荷工程Ｓ５と、を繰り返すものであり、次回の第ｎ＋１回目の運転サイクル中に、第１のグループに属する燃料ブロック３３に対して簡易再処理工程Ｓ１３およびストック工程Ｓ１４を行う。
以下、本発明に係る原子炉の運転方法について詳細に説明する。
【００５２】
（燃料集合体取出工程Ｓ１）
燃料集合体取出工程Ｓ１では、高速増殖炉１の運転を停止した後に、燃料集合体３を高速増殖炉１から取り出す操作を行う。
具体的には、燃料集合体３の上部分に設けられたハンドリングヘッドを高速増殖炉１内に備えられた交換機グリッパーで把持して炉心２から引き抜いて取り出す。
【００５３】
（燃料ブロック取出工程Ｓ２）
燃料ブロック取出工程Ｓ２では、燃料集合体取出工程Ｓ１で取り出した燃料集合体３を解体し、当該燃料集合体３から燃料ブロック３３を取り出す。
【００５４】
（燃料ブロック分類工程Ｓ３）
燃料ブロック分類工程Ｓ３では、燃焼済みの第４のグループに属する燃料ブロック３３（例えば、図５の左図のＮｏ．１）と、第３のグループに属する燃料ブロック３３（例えば、図５の左図のＮｏ．２，３，６〜８，１１，１２）と、第１のグループに属する燃料ブロック３３（例えば、図５の左図のＮｏ．５，１０）と、を分類する操作を行う。
【００５５】
燃料集合体３から取り出され、それぞれに分類された燃料ブロック３３は、その分類に従って所定の処理を行う。所定の処理の内容については後に詳述する。
【００５６】
（燃料集合体再構成工程Ｓ４）
燃料集合体再構成工程Ｓ４では、燃料集合体３から取り出された第１のグループに属する燃料ブロック３３（図５の左図のＮｏ．５，１０）の替わりに、第２のグループに属する燃料ブロック３３（例えば、図５の左図のＮｏ．４，９）を第３のグループに属する燃料ブロック３３（図５の左図のＮｏ．２，３，６〜８，１１，１２）として補填する操作を行うとともに、取り出された燃焼済みの第４のグループに属する燃料ブロック３３（図５の左図のＮｏ．１）と隣接していた第３のグループに属する燃料ブロック３３（図５の中央図のＮｏ．２）を、前回の運転サイクルにおいて第４のグループに属する燃料ブロック３３（図５の左図のＮｏ．１）があった位置に来るように燃料集合体３内の燃料ブロック３３全体を軸方向に移動させる操作を行い、さらに第５のグループに属する燃料ブロック３３（図５の中央図のＮｏ．１４）を燃料集合体３の軸方向の一端部側に補填して燃料集合体３を再構成する操作を行う。
【００５７】
（燃料集合体装荷工程Ｓ５）
燃料集合体装荷工程Ｓ５では、次回の運転サイクルを行うために、燃料集合体再構成工程Ｓ４で再構成した燃料集合体３を炉心２に装荷する操作を行う。
つまり、被覆材３４を新しいものに交換した第１のグループに属する燃料ブロック３３を第２のグループに属する燃料ブロック３３として備えた燃料集合体３を炉心２に装填することによって核分裂連鎖反応を再び開始させることができるので、高速増殖炉１の運転を再び開始することが可能である。
【００５８】
つまり、炉心２内において燃焼して発熱する発熱領域では、239Ｐｕを主成分とする核分裂性物質が核分裂して中性子を発生する。発生した中性子が周りに拡散することで核分裂連鎖反応が持続される。親物質である238Ｕは新規に追加された未燃焼の燃料ブロックに近づくにつれてその濃度が高くなるが、拡散した中性子を吸収して239Ｐｕに核変換していく。したがって、運転サイクル終了時は運転開始時に比べて発熱分布のピークの位置は新規に追加された未燃焼の燃料ブロック側に移動することになる。この移動量に対応して燃料集合体の一端部側に位置する前記した第４のグループに属する燃料ブロックを取り出し、これと同量の前記した第５のグループに属する燃料ブロックを燃料集合体の他端部側に挿入し、燃料集合体として組み立て、炉心に装荷することによって、核分裂性物質である当該239Ｐｕによって核分裂連鎖反応を開始させ、臨界状態とすることができるので高速増殖炉１の運転を再び開始することが可能となる。
【００５９】
本発明の原子炉の運転方法では、原子炉の運転を開始して所定期間の運転サイクルを終了する度に、前記した各工程を繰り返すものである。燃料ブロック分類工程Ｓ３で分類した燃料ブロック３３を、燃焼済みの第４のグループに属する燃料ブロック３３、第３のグループに属する燃料ブロック３３、および第１のグループに属する燃料ブロック３３に分けて、下記（１）〜（３）のいずれかの処理を行う。
【００６０】
（１）第４のグループに属する燃料ブロック３３
図８に示すように、燃焼済みの第４のグループに属する燃料ブロック３３は、廃棄設備等に送られ、廃棄される（廃棄工程Ｓ１１）。
【００６１】
（２）第３のグループに属する燃料ブロック３３
また、許容量未満の第３のグループに属する燃料ブロック３３は、そのまま燃料集合体再構成工程Ｓ４に移送され、被覆材３４を交換することなく、燃料集合体３内における配置位置のみを移動させる。結果的に、許容量未満の第３のグループに属する燃料ブロック３３は、炉心２内における配置位置のみが移動したことになる。
【００６２】
（３）第１のグループに属する燃料ブロック３３
そして、第１のグループに属する燃料ブロック３３（例えば、図５の右図のＮｏ．５，１０）は、燃料集合体装荷工程Ｓ５後の次回の運転サイクル中に、被覆材３４を新しい被覆材３４に交換するために、以下の工程を実施する。
まず、第１のグループに属する燃料ブロック３３（例えば、図５の右図のＮｏ．５，１０）を、図示しない放射性物質収容容器などに収容し、適宜の手段により所定の簡易再処理施設に移送する（簡易再処理施設移送工程Ｓ１２）。
【００６３】
そして、簡易再処理施設で第１のグループに属する燃料ブロック３３（例えば、図５の右図のＮｏ．５，１０）の被覆材３４を新しい被覆材３４に交換する簡易再処理を行う（簡易再処理工程Ｓ１３）。
このようにして、核分裂連鎖反応によって生じる中性子の照射量が被覆材３４の許容量を超える前に、適時新しい被覆材３４に交換することによって、常に被覆材３４全体の強度を高く維持することが可能となる。つまり、高い燃焼度の原子炉であっても、安全に運転することが可能となる。
【００６４】
簡易再処理工程Ｓ１３における被覆材３４の交換操作は、簡易再処理を行う施設に設けられた簡易再処理装置によって行うのが好ましい。しかし、これに限られるものではなく、高速増殖炉１の建屋内に設置されたホットセル等でマニピュレータなどの遠隔操作器具を用いて行うことも可能である。被覆材３４および当該工程によって発生する廃棄物は、液体廃棄物を含まず、量も少ないので、容易に廃棄することができる。
【００６５】
なお、燃料ブロック３３は、高温となる炉心２で損壊することがあるが、このような場合は、損壊する前と同じ形状に焼結し直して被覆材３４で被覆したり、粉体に加工して被覆材３４内に充填したりしてもよい。また、金属燃料の形態をとる場合は、溶融させて被覆材３４内に充填してもよい。
【００６６】
ここで、核分裂連鎖反応によって生じた中性子によって一部の核分裂性物質が燃焼（核分裂連鎖反応）することで、核分裂連鎖反応を阻害する可燃性毒物（ガス）が生成するが、この簡易再処理で被覆材３４を交換する際に可燃性毒物を除去することができる。したがって、新しい被覆材３４に交換した燃料ブロック３３は、核分裂連鎖反応に優れたものとなり、燃焼度の向上を図ることができる。
【００６７】
そして、簡易再処理工程Ｓ１３で簡易再処理された第１のグループに属していた燃料ブロック３３は、次回の運転サイクルにおける燃料集合体再構成工程Ｓ４で第２のグループに属する燃料ブロック３３（図６の左図のＮｏ．５，１０）として高速増殖炉１の炉心２に装填するために高速増殖炉１外（例えば、放射線を遮蔽する構造を有する所定の倉庫など）に移送し、ストックしておく（ストック工程Ｓ１４）。
【００６８】
以上、本発明に係る原子炉の運転方法について詳細に説明したが、本発明の内容はこれらの記載に限定されるものではない。また、本発明の趣旨は、特許請求の範囲の記載に基づいて解釈しなければならず、本発明の趣旨を逸脱しない範囲において広く変更・改変を行うことができる。
【００６９】
例えば、本発明に用いる燃料ブロックをチューブインシェル形式で構成するのが好ましい旨説明したが、図９（ａ）（ｂ）に示すように、従来用いられているφ８〜１０ｍｍ程度の燃料ペレット１３４を被覆材１３３で被覆し、それを複数個用いて炉心２の軸方向に積層して、通常用いられる燃料棒よりも短尺の燃料棒１３６を構成し、さらにこの燃料棒１３６を炉心２の径方向に束ねて燃料集合体１３０を構成して炉心２に複数併設してもよい。なお、この場合において、燃料棒１３６または燃料集合体１３０を炉心２の軸方向に、任意の位置（例えば、図９（ｂ）中のＬ１〜Ｌ４の位置）で分離できる構成とすることが可能であることはいうまでもない。なお、図９は、燃料ブロックの他の実施形態を示す図であって、（ａ）は、被覆材に被覆された燃料棒の構成を示す図であり、（ｂ）は、燃料集合体の構成を示す図である。
【図面の簡単な説明】
【００７０】
【図１】高速増殖炉（原子炉）を用いた発電システムの構成を説明するための構成説明図である。
【図２】本発明の原子炉の運転方法が好適に適用され得る原子炉である高速増殖炉の炉心の構成を示す断面平面図である。
【図３】炉心内に備えられる燃料集合体の構成を説明する図であって、（ａ）は、燃料集合体の一部を切り欠いて内部を露出させた図であり、（ｂ）は、（ａ）に示す燃料集合体に内包される燃料ブロックの構成を示す図である。
【図４】ＣＡＮＤＬＥ燃焼法による燃焼のプロファイルと、本発明の原子炉の運転方法の概要を示す図であり、（ａ）は、第ｍ回目の運転サイクルにおいて、発熱分布のピークの位置ＰＨが炉心２の上端部から下端部に向けて移動している様子を示しており、（ｂ）は、第ｍ＋１回目の運転サイクルにおいて、発熱分布のピークの位置ＰＨが炉心２の上端部から下端部に向けて移動している様子を示している。
【図５】第ｎ回目の運転サイクルにおける燃料集合体の装荷、再構成、および炉心に装荷して第ｎ＋１回目の運転サイクルを行う様子を模式的に示す模式図である。
【図６】第ｎ＋１回目の運転サイクルにおける燃料集合体の装荷、再構成、および炉心に装荷して第ｎ＋２回目の運転サイクルを行う様子を模式的に示す模式図である。
【図７】本発明に係る原子炉の運転方法の一実施形態を示すフローチャートである。
【図８】本発明に係る原子炉の運転方法における被覆材の簡易再処理を説明するフローチャートである。
【図９】燃料ブロックの他の実施形態を示す図であって、（ａ）は、被覆材に被覆された燃料棒の構成を示す図であり、（ｂ）は、燃料集合体の構成を示す図である。
【図１０】従来の方法の概要を説明する説明図である。
【符号の説明】
【００７１】
１      高速増殖炉（原子炉）
２      炉心
３      燃料集合体
３１    燃焼部分
３２    未燃焼部分
３３    燃料ブロック
３４    被覆材
３５    核燃料体
３５    燃料核燃料体
３６    ラッパ管
４      除熱手段
４１    冷却材
５      反射体
Ｓ１    燃料集合体取出工程
Ｓ２    燃料ブロック取出工程
Ｓ３    燃料ブロック分類工程
Ｓ４    燃料集合体再構成工程
Ｓ５    燃料集合体装荷工程
Ｓ１１  廃棄工程
Ｓ１２  簡易再処理施設移送工程
Ｓ１３  簡易再処理工程
Ｓ１４  ストック工程
【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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【図１０】
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