(57)【要約】【課題】ＭＡ割合の異なる幅広いＴＲＵ組成に柔軟に対応しながらＭＡの核変換を行う。【解決手段】実施形態によれば、高速炉炉心１００は、複数の第１燃料集合体１１０と、複数の第２燃料集合体１２０とを有する。第１燃料集合体１１０のそれぞれは、再処理において分離された結果得られる超ウラン元素中の第１の割合を占めるマイナーアクチニドを有する複数の第１燃料要素と中性子スペクトル軟化材を有する複数の中性子スペクトル軟化要素を有する。第２燃料集合体１２０のそれぞれは、再処理において分離された結果得られる超ウラン元素中の第１の割合よりも高い第２の割合を占めるマイナーアクチニドを有する複数の第２燃料要素と中性子スペクトル軟化材を有する複数の中性子スペクトル軟化要素を有する。【選択図】図２
2016109585.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
超ウラン元素を超ウラン元素以外の元素に変換する高速炉炉心に用いる高速炉炉心であって、
鉛直方向に延びて互いに平行に配列された複数の第１燃料集合体と、
鉛直方向に延びて前記第１燃料集合体と平行に配列された複数の第２燃料集合体と、
を備え、
前記第１燃料集合体のそれぞれは、
再処理において分離された結果得られる超ウラン元素中の第１の割合を占めるマイナーアクチニドを有する第１燃料と、前記第１燃料を収納し鉛直方向に延びた筒状で両端が閉止されている被覆管とを有する複数の第１燃料要素と、
中性子エネルギースペクトルを軟化させる中性子スペクトル軟化材を収納し鉛直方向に延びた筒状で両端が閉止されている被覆管を有する複数の中性子スペクトル軟化要素と、
を具備し、
前記第２燃料集合体のそれぞれは、
再処理において分離された結果得られる超ウラン元素中の前記第１の割合よりも高い第２の割合を占めるマイナーアクチニドを有する第２燃料と、前記第２燃料を収納し鉛直方向に延びた筒状で両端が閉止されている被覆管とを有する複数の第２燃料要素と、
中性子エネルギースペクトルを軟化させる中性子スペクトル軟化材を収納し鉛直方向に延びた筒状で両端が閉止されている被覆管を有する複数の中性子スペクトル軟化要素と、
を具備することを特徴とする高速炉炉心。
【請求項２】
前記第２燃料は、再処理において分離された結果得られる超ウラン元素中のプルトニウムの割合を減ずることにより得ることを特徴とする請求項１に記載の高速炉炉心。
【請求項３】
前記第２の割合が２０％重量率以上であることを特徴とする請求項１または請求項２に記載の高速炉炉心。
【請求項４】
前記超ウラン元素は、ネプツニウム、アメリシウムおよびキュリウムの少なくとも一つを含むことを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の高速炉炉心。
【請求項５】
前記第１燃料および前記第２燃料の少なくとも一方は、超ウラン元素がジルコニウム、モリブデン、ニオブ、タングステンの少なくとも一つにより希釈された金属形態のものを含むことを特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の高速炉炉心。
【請求項６】
前記第１燃料および前記第２燃料の少なくとも一方は、酸化物を含むことを特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の高速炉炉心。
【請求項７】
前記第１燃料および前記第２燃料の少なくとも一方は、酸化マグネシウム、酸化アルミニウム、および酸化ジルコニウムの少なくとも一つにより希釈されたものを有することを特徴とする請求項６に記載の高速炉炉心。
【請求項８】
前記第１燃料および前記第２燃料の少なくとも一方は、窒化物であり、窒化アルミニウム、および窒化ケイ素の少なくとも一つにより希釈されたものを有することを特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の高速炉炉心。
【請求項９】
前記中性子スペクトル軟化材は、炭化ホウ素、炭化ケイ素、黒鉛、ベリリウム、ベリリア、酸化リチウム、および水素化ジルコニウムの少なくともいずれか一つを含むことを特徴とする請求項１ないし請求項８のいずれか一項に記載の高速炉炉心。
【請求項１０】
高速炉炉心と、
前記高速炉炉心を原子炉冷却材に浸漬した状態で収納する原子炉容器と、
前記原子炉容器を格納する原子炉格納容器と、
を備えた高速炉であって、
前記高速炉炉心は、
鉛直方向に延びて互いに平行に配列された複数の第１燃料集合体と、
鉛直方向に延びて前記第１燃料集合体と平行に配列された複数の第２燃料集合体と、
を備え、
前記第１燃料集合体のそれぞれは、
再処理において分離された結果得られる超ウラン元素中の第１の割合を占めるマイナーアクチニドを有する第１燃料と、前記第１燃料を収納し鉛直方向に延びた筒状で両端が閉止されている被覆管とを有する複数の第１燃料要素と、
中性子エネルギースペクトルを軟化させる中性子スペクトル軟化材を収納し鉛直方向に延びた筒状で両端が閉止されている被覆管を有する複数の中性子スペクトル軟化要素と、
を具備し、
前記第２燃料集合体のそれぞれは、
再処理において分離された結果得られる超ウラン元素中の前記第１の割合よりも高い第２の割合を占めるマイナーアクチニドを有する第２燃料と、前記第２燃料を収納し鉛直方向に延びた筒状で両端が閉止されている被覆管とを有する複数の第２燃料要素と、
中性子エネルギースペクトルを軟化させる中性子スペクトル軟化材を収納し鉛直方向に延びた筒状で両端が閉止されている被覆管を有する複数の中性子スペクトル軟化要素と、
を具備することを特徴とする高速炉。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は、超ウラン元素（ＴＲＵ）をＴＲＵ以外の元素に変換する高速炉炉心およびこれを有する高速炉に関する。
【背景技術】
【０００２】
図２１は、従来の高速炉の炉心の構成例を模式的に示す水平断面図である。図２１に示すように、炉心１は、核分裂性物質を多く含む炉心燃料集合体１１と、中性子吸収により核分裂性物質に変換される核分裂性親物質を多く含む径ブランケット燃料集合体１３と、中性子吸収物質を多く含み核分裂反応を制御する制御棒が挿入される制御棒案内管１４等により構成されている。炉心燃料集合体１１は、内側炉心燃料集合体１１ａおよび外側炉心燃料集合体１１ｂから構成される。内側炉心燃料集合体１１ａおよび外側炉心燃料集合体１１ｂの違いは、中性子漏洩が大きい炉心内の外側領域に装荷される外側炉心燃料集合体１１ｂのＰｕ（プルトニウム）富化度が高くなっていることである。
【０００３】
図２２は、従来の高速炉の炉心燃料集合体の構成例を示す立断面図である。また、図２３は、その水平断面図である。炉心燃料集合体１１には、互いに並列に配されて筒状の上下に延びたラッパ管２４内に燃料要素２２が多数装荷されている。燃料要素２２は、たとえばステンレス鋼等の金属材料からなる被覆管３２（図２４）を有する。燃料要素２２は、上部ブランケット燃料部２９、炉心燃料部２８、下部ブランケット燃料部２７を有する。
【０００４】
ラッパ管２４の上部には、炉心燃料集合体１１を炉心１へ装荷あるいは炉心１から取り出す際の把持部となるハンドリングヘッド２５が設けられている。一方、ラッパ管２４の下部には、炉心燃料集合体１１を固定支持するためのエントランスノズル２１が設けられている。このエントランスノズル２１の側壁には、冷却材流入孔２１ａが穿設されている。冷却材流入孔２１ａから流入した冷却材は、炉心燃料集合体１１を冷却した後に、最上部の冷却材流出孔２６から流出する。
【０００５】
図２４は、従来の高速炉の燃料集合体の燃料要素の例を示す水平断面図である。燃料要素２２は、図２４に示すように、被覆管３２内にプルトニウム（Ｐｕ）とウラン（Ｕ）の混合酸化物からなる燃料３１が装填されている。燃料−被覆管の間にはギャップが存在する。
【０００６】
高速炉の炉心１を構成する炉心燃料およびブランケット燃料は、軽水炉（ＬＷＲ）の使用済燃料再処理施設から抽出されるＰｕと、ウラン濃縮施設から副産物として生成される劣化ウランとから混合酸化物燃料が製造され、炉心で燃焼した後に、再利用に供される。
【０００７】
使用済燃料の再処理廃棄物には、数万年以上のオーダに亘る半減期を有するマイナーアクチニド（ＭＡ）や数千年から数万年オーダの半減期を有する長半減期核分裂生成物（ＬＬＦＰ）を含むことから高レベル放射性廃棄物（ＨＬＷ）として深地層処分される計画がある。しかし、数万年のオーダに亘る半減期を有する点を考慮したＨＬＷの処分、管理が課題である。
【０００８】
原子力の持続的利用のためには、ＨＬＷの処分問題は解決する必要があり、Ｐｕを含む超ウラン元素（ＴＲＵ）を核分裂により燃焼し、消滅させる一方、ＬＬＦＰは中性子核変換により安定あるいは短半減期核種に変換する検討が進められている。
【０００９】
ＴＲＵ核変換の効率を大きく向上させるためにＵ無燃料炉心が提案されている。従来のＴＲＵとＵの混合物を燃料とする原子炉においては、Ｕから新たなＴＲＵが生成するため、正味のＴＲＵ変換量は小さくなる。これに対してＵ無（ウラン無し）とすることにより、新たなＴＲＵの生成はなくなり、大幅なＴＲＵ核変換効率の向上が達成される。ただし、それにより新たな課題も生じる。
【００１０】
一般に、原子炉の安全設計では、炉心の温度上昇に伴う即発的な負のフィードバック反応度として、炉心燃料による中性子の吸収割合が増大して反応度が低下するドップラー効果を期待している。このドップラー効果は、主に燃料中のＵ２３８による共鳴吸収反応が増大していることに起因している。従って、ＴＲＵだけのＵ無炉心ではドップラー効果に基づく負のフィードバック反応度が大幅に減少する。この解決のための検討例はあるが、効果の程度、あるいは実現性において十分とは言えない。
【先行技術文献】
【非特許文献】
【００１１】
【非特許文献１】TRU Burning Fast Reactor Cycle Using Uranium-free Metallic Fuel （ICAPP2014論文）
【非特許文献２】Arie et al.: “TRU Burning Fast Reactor Cycle Using Uranium-free Metallic Fuel”, Proceedings of ICAPP 2014,Charlotte, USA, April 6-9, 2014,Paper 14136
【非特許文献３】N.Messaoudi and J.Tommasi: “Fast Burner Reactor Devoted to Minor Actinide Incineration”, Nuclear Technology, Vol.137, Feb.2002.
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１２】
今後、軽水炉による発電を中心としつつも、高レベル廃棄物の問題を解決するため、ＭＡを含むＴＲＵ燃焼を担う高速炉の導入を考えた場合、高速炉はできるだけ少数基の導入で多くのＰｕやＭＡを核変換できることが全体システムのコスト低減には望ましい。また、Ｕ／Ｐｕだけを回収してリサイクルする従来の再処理を高度化して、ＴＲＵ全体を回収してリサイクルする新しい再処理システムが必要となる。ただし、そのような高速炉や再処理システムが実用化されるまでは、従来再処理システムによるＵ／Ｐｕのみの回収がなされ、ＭＡは高レベル廃液へ移行すると考えられる。
【００１３】
回収されたＰｕはＭＯＸ燃料を装荷する軽水炉で利用される可能性がある。従って、新しい再処理法によるＴＲＵの回収のみならず、従来の再処理法による高レベル廃液中のＴＲＵについても、再回収してリサイクルすることが高レベル廃棄物の問題を解決するために必要である。高レベル廃液に移行したＴＲＵの組成は後述のように９０％以上がＭＡであり、新しい再処理法により混合状態で取出されたＴＲＵの組成（ＭＡ；２０％以下）とは大きく異なる。よって、ＴＲＵを核変換する高速炉炉心として、ＭＡ割合の異なる幅広いＴＲＵ組成を装荷して核変換できる柔軟な能力が必要である。
【００１４】
再処理技術として知られた例では、使用済燃料のＴＲＵを混合状態で回収することを前提としており、ＴＲＵ組成中のＭＡはたとえば１３％程度と小さく、１ＧＷｅあたりのＭＡ核変換量は、軽水炉約５基分である。
【００１５】
また、他の例では、使用済燃料からのＴＲＵをもとにして、ＭＡ割合を約２５％に高めた組成を用いているため、１ＧＷｅあたりのＭＡ核変換量は、同一出力の軽水炉約１０数基分と相対的に大きいが、Ｕ無酸化物燃料の再処理の課題が解決されておらず、システムとしての実現性は見通せない。
【００１６】
そこで、本発明の実施形態は、高速炉の炉心において、ＭＡ割合の異なる幅広いＴＲＵ組成に柔軟に対応しながらＭＡの核変換を行うことを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１７】
上述の目的を達成するため、本実施形態は、超ウラン元素を超ウラン元素以外の元素に変換する高速炉炉心であって、鉛直方向に延びて互いに平行に配列された複数の第１燃料集合体と、鉛直方向に延びて前記第１燃料集合体と平行に配列された複数の第２燃料集合体と、を備え、前記第１燃料集合体のそれぞれは、再処理において分離された結果得られる超ウラン元素中の第１の割合を占めるマイナーアクチニドを有する第１燃料と、前記第１燃料を収納し鉛直方向に延びた筒状で両端が閉止されている被覆管とを有する複数の第１燃料要素と、中性子エネルギースペクトルを軟化させる中性子スペクトル軟化材を収納し鉛直方向に延びた筒状で両端が閉止されている被覆管を有する複数の中性子スペクトル軟化要素と、を具備し、前記第２燃料集合体のそれぞれは、再処理において分離された結果得られる超ウラン元素中の前記第１の割合よりも高い第２の割合を占めるマイナーアクチニドを有する第２燃料と、前記第２燃料を収納し鉛直方向に延びた筒状で両端が閉止されている被覆管とを有する複数の第２燃料要素と、中性子エネルギースペクトルを軟化させる中性子スペクトル軟化材を収納し鉛直方向に延びた筒状で両端が閉止されている被覆管を有する複数の中性子スペクトル軟化要素と、を具備することを特徴とする。
【００１８】
また、本実施形態は、高速炉炉心と、前記高速炉炉心を原子炉冷却材に浸漬した状態で収納する原子炉容器と、前記原子炉容器を格納する原子炉格納容器と、を備えた高速炉であって、前記高速炉炉心は、鉛直方向に延びて互いに平行に配列された複数の第１燃料集合体と、鉛直方向に延びて前記第１燃料集合体と平行に配列された複数の第２燃料集合体と、を備え、前記第１燃料集合体のそれぞれは、再処理において分離された結果得られる超ウラン元素中の第１の割合を占めるマイナーアクチニドを有する第１燃料と、前記第１燃料を収納し鉛直方向に延びた筒状で両端が閉止されている被覆管とを有する複数の第１燃料要素と、中性子エネルギースペクトルを軟化させる中性子スペクトル軟化材を収納し鉛直方向に延びた筒状で両端が閉止されている被覆管を有する複数の中性子スペクトル軟化要素と、を具備し、前記第２燃料集合体のそれぞれは、再処理において分離された結果得られる超ウラン元素中の前記第１の割合よりも高い第２の割合を占めるマイナーアクチニドを有する第２燃料と、前記第２燃料を収納し鉛直方向に延びた筒状で両端が閉止されている被覆管とを有する複数の第２燃料要素と、中性子エネルギースペクトルを軟化させる中性子スペクトル軟化材を収納し鉛直方向に延びた筒状で両端が閉止されている被覆管を有する複数の中性子スペクトル軟化要素と、を具備することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１９】
本発明の実施形態によれば、高速炉の炉心において、ＭＡ割合の異なる幅広いＴＲＵ組成に柔軟に対応しながらＭＡの核変換を行うことができる。
【図面の簡単な説明】
【００２０】
【図１】第１の本実施形態による高速炉の構成を示す立断面図である。
【図２】第１の実施形態による高速炉炉心の構成を示す６分の１炉心の水平断面図である。
【図３】第１の実施形態における第１燃料集合体の水平断面図である。
【図４】第１の実施形態における第１燃料集合体の立断面図である。
【図５】第１の実施形態における第１燃料集合体の第１燃料要素を示す水平断面図である。
【図６】第１の実施形態における第１燃料集合体の第１燃料要素の主成分であるＴＲＵの組成の例を示す表である。
【図７】第１の実施形態における第１燃料集合体の中性子スペクトル軟化要素を示す水平断面図である。
【図８】第１の実施形態における第２燃料集合体の水平断面図である。
【図９】第１の実施形態における第２燃料集合体の立断面図である。
【図１０】第１の実施形態における第２燃料集合体の第２燃料要素を示す水平断面図である。
【図１１】第１の実施形態における第２燃料集合体の第２燃料要素の主成分であるＴＲＵの組成の例を示す表である。
【図１２】第１の実施形態と従来例との中性子スペクトル軟化要素によるドップラー係数への影響の比較例を示すグラフである。
【図１３】第１の実施形態と従来例との高速炉炉心での核変換量の比較例を示すグラフである。
【図１４】第１の実施形態に係る高速炉炉心と比較用炉心での燃焼欠損反応度の比較例を示すグラフである。
【図１５】第１の実施形態に係る高速炉炉心と比較用炉心でのＮａボイド反応度の比較例を示すグラフである。
【図１６】第２の実施形態における第２燃料集合体の水平断面図である。
【図１７】第２の実施形態における第２燃料集合体の第２燃料要素を示す水平断面図である。
【図１８】第２の実施形態における第２燃料集合体の第２燃料要素の主成分であるＴＲＵの組成の例を示す表である。
【図１９】第２の実施形態と従来例との高速炉炉心での核変換量の比較例を示すグラフである。
【図２０】本実施形態に係る高速炉炉心と比較用炉心での燃焼欠損反応度の比較例を示すグラフである。
【図２１】従来の高速炉の炉心の構成例を示す水平断面図である。
【図２２】従来の高速炉の燃料集合体の構成例を示す立断面図である。
【図２３】従来の高速炉の燃料集合体の構成例を示す水平断面図である。
【図２４】従来の高速炉の燃料集合体の燃料要素の例を示す水平断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００２１】
以下、図面を参照して、本発明の実施形態に係るＵ無金属燃料集合体およびＵ無金属燃料炉心について説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。
【００２２】
［第１の実施形態］
図１は、第１の実施形態による高速炉の構成を示す立断面図である。高速炉２００は、高速炉炉心１００と、高速炉炉心１００を内包し底部を有し鉛直方向に延びる円筒状の原子炉容器４と、原子炉容器４の上部の開口を塞ぐように設けられた遮へいプラグ６、およびこれらを格納する原子炉格納容器１０を有する。
【００２３】
高速炉炉心１００は、炉心支持板２に支持されている。高速炉炉心１００は、後述する複数の第１燃料集合体１１０および第２燃料集合体１２０等のそれぞれの炉心部分を構成要素として形成されている。高速炉炉心１００の上方の遮へいプラグ６上には、制御棒駆動機構５が設けられており、高速炉炉心１００に図示しない制御棒を挿入可能に構成されている。原子炉容器４内で高速炉炉心１００の冷却のために用いられる冷却材は、たとえば液体金属ナトリウムであって、冷却材入口配管８より原子炉容器４内に流入し、冷却材出口配管９より流出する。
【００２４】
図２は、本実施形態による高速炉炉心の構成を示す６分の１炉心の水平断面図である。高速炉炉心１００は、鉛直方向に互いに平行に配列された第１燃料集合体１１０、第２燃料集合体１２０、および制御棒案内管１４から構成されており、その径方向外側に配列された遮へい体１５を有する。制御棒案内管１４は高速炉炉心１００において、点在するように配置されている。図２の場合の高速炉炉心１００の熱出力は、たとえば約７００ＭＷｔｈ、電気出力は約３００ＭＷｅである。ただし、高速炉炉心１００の大きさはこれに限定されず、これより小規模でもよい。また、これより大規模でもよい。
【００２５】
図３は、第１燃料集合体の水平断面図である。また、図４は、立断面図である。第１燃料集合体１１０は、互いに平行に三角配列に配置された第１燃料要素１１１および中性子スペクトル軟化要素１１２と、これらを収納するラッパ管１１３とを有する。配列の中心に１本の中性子スペクトル軟化要素１１２が配され、その周囲に第１燃料要素１１１と中性子スペクトル軟化要素１１２それぞれの環状列が径方向に交互に配されている。その最終の環状列の径方向外側に６角筒形状のラッパ管１１３が設けられている。ラッパ管１１３内の第１燃料要素１１１および中性子スペクトル軟化要素１１２間の空間は、冷却材の流路となっている。
【００２６】
なお、図３では、中心の中性子スペクトル軟化要素１１２の周囲に、第１燃料要素１１１が４列、中性子スペクトル軟化要素１１２が４列、それぞれ交互に配されている場合を示したがこれに限定されない。列数がこれより少ない場合、あるいは多い場合でもよい。また、第１燃料要素１１１と中性子スペクトル軟化要素１１２の配列の方法は、図３に示すような環状列を交互に繰り返す形態には限らない。たとえば、互いに平行する列内に第１燃料要素１１１と中性子スペクトル軟化要素１１２を交互に配する方法でもよい。また、全体として三角配列の場合を示したが、正方格子に配列され、ラッパ管１１３も正方形の筒状の場合であってもよい。
【００２７】
図４の立断面図に示すように、第１燃料集合体１１０は、炉心燃料部１１０ａを有するが、従来の高速炉用の燃料集合体と異なりプルトニウム増殖のための上部ブランケットと下部ブランケットを有していない。
【００２８】
図５は、第１燃料集合体の第１燃料要素を示す水平断面図である。第１燃料要素１１１は、鉛直方向に円柱状に延びた第１燃料１１１ａと、第１燃料１１１ａの径方向の外周に設けられた被覆管１１１ｂを有する。被覆管１１１ｂは、円筒状で両端が閉止されている。
【００２９】
第１燃料１１１ａは、核燃料リサイクルプロセスにおいて、プルトニウム（Ｐｕ）、ネプツニウム（Ｎｐ）、アメリシウム（Ａｍ）およびキュリウム（Ｃｍ）の一部または全部の元素が混合した状態で回収される混合ＴＲＵを主成分として、実質的に残部である母材とを有する金属形態の金属燃料である。母材としては、たとえばジルコニウム（Ｚｒ）、モリブデン（Ｍｏ）、ニオブ（Ｎｂ）、タングステン（Ｗ）などを用いることができる。なお、実際は、回収される混合ＴＲＵに移行した少量のＵも含まれることになるが、本実施形態の効果への影響は小さい。
【００３０】
図６は、第１燃料集合体の第１燃料要素の主成分であるＴＲＵの組成の例を示す表である。第１燃料要素１１１に用いる混合ＴＲＵは、軽水炉から取り出した使用済燃料のＴＲＵ組成である。図６では、燃焼度３３ＧＷｄ／ｔ、取り出し後１０年冷却の場合の例を示している。ＰｕがＴＲＵ中の８７％と大部分を占めており、アクチノイドに属する超ウラン元素のうちＰｕを除いたＭＡ（マイナーアクチニド）であるＮｐ，Ａｍ，Ｃｍの合計の組成割合は１３％である。以下、軽水炉から取り出した使用済燃料のままでのＴＲＵ中に占めるＭＡの割合を、第１の割合と称する。
【００３１】
なお、以上示した例では、ＭＡの全ＴＲＵに占める割合は約１３％であるが、この値は、燃焼度および冷却期間等により変化する。しかしながら、現実的には、燃焼度および冷却期間等が変化しても、通常、軽水炉から取り出した使用済燃料のＴＲＵ組成に基づく場合は、ＭＡの全ＴＲＵに占める第１の割合は２０％以上となることはない。
【００３２】
図７は、第１燃料集合体の中性子スペクトル軟化要素を示す水平断面図である。中性子スペクトル軟化要素１１２は、鉛直方向に円柱状に延びた中性子スペクトル軟化材１１２ａと、中性子スペクトル軟化材１１２ａの径方向外周に設けられた被覆管１１２ｂを有する。被覆管１１２ｂは、鉛直方向に円筒状に延び、両端が閉止されている。
【００３３】
中性子スペクトル軟化材１１２ａとしては、中性子捕獲断面積が小さく、原子番号の比較的若い元素を含むものとして、たとえば、Ｌｉ２Ｏ、Ｂ４Ｃ、ＢｅＯ、ＺｒＨ２などがある。ここで、Ｌｉは同位体７Ｌｉ、Ｂは同位体１１Ｂなどを主として含む。また、ＨやＢｅに比べると中性子の減速能力が低下するが、中性子スペクトル軟化材１１２ａとして、炭素（Ｃ）をグラファイトやＳｉＣの形態で使用してもよい。
【００３４】
なお、第１燃料１１１ａおよび中性子スペクトル軟化材１１２ａは円柱状で、被覆管１１１ｂおよび被覆管１１２ｂは円筒状の場合を示したが、これに限定されず多角形形状であってもよい。
【００３５】
図８は、第１の実施形態における第２燃料集合体の水平断面図である。また、図９は、第２燃料集合体の立断面図である。第２燃料集合体１２０は、互いに平行に三角配列に配置された第２燃料要素１２１および中性子スペクトル軟化要素１２２と、第２燃料要素１２１および中性子スペクトル軟化要素１２２の径方向外側に設けられたラッパ管１２３を有する。中性子スペクトル軟化要素１２２は第１燃料集合体１１０の中性子スペクトル軟化要素１１２と同一のものでもよい。
【００３６】
図９の立断面図に示すように、第２燃料集合体１２０は、第１燃料集合体１１０と同様に、炉心燃料部１２０ａを有する。
【００３７】
図１０は、第２燃料集合体の第２燃料要素を示す水平断面図である。第２燃料要素１２１は、円柱状に延びた第２燃料１２１ａと、第２燃料１２１ａの径方向周囲に設けられた被覆管１２１ｂを有する。被覆管１２１ｂは、円筒状で両端が閉止されている。第２燃料１２１ａは、核燃料リサイクルプロセスにおいてＰｕを回収した残りの高レベル廃棄物からＴＲＵを回収したものである。
【００３８】
図１１は、第１の実施形態における第２燃料集合体の第２燃料要素１２１の主成分であるＴＲＵの組成の例を示す表である。Ｐｕを回収した残りであるので、Ｐｕは３％程度であり、９７％をＮｐ、ＡｍおよびＣｍのマイナーアクチニドが占めている。このように、通常の再処理で回収するＴＲＵではなく、ＭＡに注目して採取したＴＲＵ中の濃度の高いＭＡの割合を、前記の第１の割合に対比させて第２の割合とも呼ぶこととする。すなわち本実施形態において、第２燃料要素１２１中の濃縮されたＭＡのＴＲＵに対する第２の割合は、第１燃料要素１１１中のＭＡのＴＲＵに対する第１の割合よりも高くなっている。なお、第２燃料要素１２１について、実質的に残部である母材を有する金属形態の金属燃料である点、母材としては、たとえばジルコニウム（Ｚｒ）を用いている点は、第１の燃料集合体の場合と同様である。
【００３９】
以上のように構成された本実施形態においては、第１燃料集合体１１０の集合体本数は３３６体であり、第２燃料集合体１２０の集合体本数は９１体である。この結果、両方の燃料集合体全体のＴＲＵ中のマイナーアクチニド重量割合、すなわち第２の割合は平均は約３０％である。従って、第１燃料集合体１１０のみで炉心を構成する場合に比べて、マイナーアクチニド重量割合は約２．４倍となる。
【００４０】
図１２は、本実施形態と従来例との中性子スペクトル軟化要素によるドップラー係数への影響の比較例を示すグラフである。横軸の左側は中性子スペクトル軟化要素が無い場合、横軸の右側は中性子スペクトル軟化要素を有する本実施形態の場合を示す。また、縦軸は、中性子スペクトル軟化要素が無い場合を基準としたドップラー係数の絶対値の比（相対値）を示している。図１２に示すように、中性子スペクトル要素を装荷することにより、ドップラー係数は大幅に増加し、中性子スペクトル軟化要素を装荷しない場合の２倍以上の絶対値のドップラー係数が得られている。
【００４１】
図１３は、本実施形態と従来例との高速炉炉心での核変換量の比較例を示すグラフである。横軸の左側は本実施形態の場合であり、横軸の右側は比較用炉心の場合である。比較用炉心は、第１燃料集合体のみで炉心を構成した高速炉炉心の場合である。また、それぞれにおける３本の棒は、左からＰｕ、ＭＡ、およびＰｕとＭＡの合計について示している。縦軸は、核変換量（ｋｇ／年）である。
【００４２】
比較用炉心の場合、Ｐｕの核変換量は約２００ｋｇ／年強、ＭＡの核変換量は約３０ｋｇ／年であるのに対して、本実施形態の高速炉炉心１００では、Ｐｕの核変換量は約１３０ｋｇ／年、ＭＡの核変換量は１１０ｋｇ／年である。合計値は、同程度である。このように、Ｐｕの核変換量は減少しているが、ＭＡの核変換量は数倍に増大している。
【００４３】
本実施形態のＭＡの核変換量１１０ｋｇ／年を１ＧＷｅあたりに換算すると、約３８０ｋｇ／年／ＧＷｅとなり、大型軽水炉約１９基からの使用済燃料中のＭＡを核変換することができる。これは、比較用炉心の核変換量である約１００ｋｇ／年／ＧＷｅの約４倍のＭＡ核変換量である。
【００４４】
なお、Ｐｕの核変換量が減少しているのは、ＭＡからＰｕへの変換の寄与が増加したためである。すなわち、ＭＡのＮｐやＡｍから核変換によりＰｕ２３８が生成するため、正味のプルトニウム核変換量が減少するためである。ただし、このＰｕ２３８もリサイクルにより核分裂生成物へ核変換することができる。
【００４５】
図１４は、本実施形態に係る高速炉炉心と比較用炉心での燃焼欠損反応度の比較例を示すグラフである。図１４の横軸の左は本実施形態の場合、右は比較用炉心の場合を示す。比較用炉心は、第１燃料集合体のみで炉心を構成した高速炉炉心の場合である。縦軸は、燃焼欠損反応度（相対値）を示す。
【００４６】
Ｕ無燃料を装荷した炉心では、核分裂性物質の生成がきわめて少ないため、ウランを含むＵ有（ウラン有り）燃料を装荷した炉心よりも、燃焼による反応度低下が大きい。すなわち、燃焼欠損反応度（単位時間あたり）が大きい。このため、運転サイクル長さは従来のＵ有炉心よりも半分程度と短い。
【００４７】
本実施形態の高速炉炉心１００では、ＭＡ装荷量が多く、この結果、前述のようにＭＡの核変換の結果Ｐｕ２３８の生成量が比較用炉心よりも多い。このＰｕ２３８は核分裂性であるために、核分裂性物質の減少は比較用炉心より少なく燃焼欠損反応度が半分近くに低減される。この結果、運転サイクルを比較用炉心に比べて延長することが可能である。
【００４８】
図１５は、本実施形態の高速炉炉心と比較用炉心でのＮａボイド反応度の比較例を示すグラフである。横軸の左側は本実施形態の場合、右側は第２の比較用炉心の場合を示す。縦軸は、Ｎａボイド反応度（相対値）である。第２の比較用炉心は、本実施形態の炉心の形状で、第１燃料集合体１１０のＴＲＵ組成と第２燃料集合体１２０のＴＲＵ組成を集合体本数で荷重平均したＴＲＵ組成を有する、すなわちＭＡ装荷量がほぼ同程度の一種類の燃料集合体を装荷した炉心である。
【００４９】
ＭＡ核種については、第１に、熱中性子から高速中性子まで広いエネルギー範囲で核分裂を起こすＵ２３５やＰｕ２３９と異なり、Ｕ２３８と同様に核分裂は高エネルギーにおける閾値反応である。また、ＭＡ核種については、第２に、高エネルギー領域以外のエネルギー領域では中性子捕獲反応が大きい。
【００５０】
Ｎａがボイド状態になった場合には、中性子の減速効果が減少するため中性子のエネルギースペクトルは硬化、すなわち高いエネルギー側にシフトする。この結果、第１の効果によりＭＡの核分裂反応が増加するとともに、第２の効果により中性子捕獲反応が減少する。すなわち、正の反応度効果が大きい。これにより、ＭＡ装荷量が大きいほど、Ｎａボイド反応度は正側に大きくなることが知られている。
【００５１】
本実施形態の場合と第２の比較用炉心の場合について、Ｎａボイド反応度を比較すると、本実施形態にて、第１燃料集合体１１０と第２燃料集合体１２０の両方がボイド状態となった時の反応度は第２の比較用炉心のボイド時の反応度よりもやや大きい。しかしながら、第１燃料集合体１１０のみがボイド状態となった場合の反応度のそれぞれは、第２の比較用炉心のボイド時の反応度よりもかなり小さいことがわかる。
【００５２】
本実施形態の高速炉炉心１００の第２燃料集合体１２０では、燃焼初期においては、核分裂性物質はほとんど含まれないが、燃焼とともに核分裂性物質（主に前述のＰｕ２３８）が増大するため出力が大きく上昇する。このため、種々の燃焼度の燃料が混在する平衡サイクルの炉心における第２燃料集合体１２０においては、それぞれの燃料の出力の差が大きくなる。この出力の差は冷却材出口温度の差につながる。このため、流量が異常に減少した事故においても、第２燃料集合体１２０の各部におけるＮａのボイド化挙動には時間差が大きく生じる。このことは、Ｎａボイド反応度の影響緩和の可能性を意味している。
【００５３】
以上のように、本実施形態に係る高速炉炉心１００においては、ＭＡ割合の異なる幅広いＴＲＵ組成に柔軟に対応しながらＭＡの核変換量を増大することができる。
【００５４】
［第２の実施形態］
本実施形態は、第１の実施形態の変形である。本第２の実施形態においては、第２燃料集合体１３０が、第１の実施形態における第２燃料集合体１２０と異なる。
【００５５】
図１６は、第２燃料集合体の水平断面図である。第２燃料集合体１３０は、互いに平行に配列された第２燃料要素１３１と中性子スペクトル軟化要素１２２、およびこれらの径方向外周に設けられたラッパ管１２３を有する。ラッパ管１２３内の第２燃料要素１３１と中性子スペクトル軟化要素１２２の配列については、第１の実施形態に係る第２燃料集合体１２０内の第２燃料要素１２１と中性子スペクトル軟化要素１２２の配列と同様である。
【００５６】
図１７は、第２燃料集合体の第２燃料要素を示す水平断面図である。第２燃料要素１３１は、円柱状に延びたＴＲＵ燃料１３１ａと、ＴＲＵ燃料１３１ａの径方向周囲に設けられた被覆管１３１ｂを有する。被覆管１３１ｂは、円筒状で両端が閉止されている。
【００５７】
図１８は、第２の実施形態における第２燃料集合体の第２燃料要素の主成分であるＴＲＵの組成の例を示す表である。第２の燃料集合体１３０の第２燃料要素１３１のＴＲＵ組成は、核燃料再処理プロセスにより原子炉の使用済燃料に含まれる超ウラン元素を混合状態で回収した超ウラン元素と、核燃料再処理プロセスにより原子炉の使用済燃料に含まれるＵとＰｕを回収した残成分から回収された超ウラン元素をそれぞれ、５０：５０にて混合した超ウラン元素である。
【００５８】
したがって、その組成は、図１８に示すように、図６および図１１に示す各ＭＡの組成、すなわち第１の割合と第２の割合の平均となる。したがって、第１の実施例における第２燃料集合体１２０のＴＲＵ組成に比べると、Ｐｕ同位元素が増大する一方、濃縮されたＭＡの組成、すなわち第２の割合は減少して５５％となっている。ただし、この場合でも、第１燃料集合体１１０におけるＭＡの割合（２０％以下）に比べて十分に大きい。ここで、第１燃料集合体１１０と第の燃料集合体１２０の集合体本数はそれぞれ３３６体、９１体であり第１の実施形態と同じである。
【００５９】
本実施形態においては、この場合、両方の燃料集合体平均のＴＲＵ中のＭＡ重量割合は約２２％である。従って、第１燃料集合体１１０のみで炉心を構成する従来の場合よりも、ＭＡ重量割合は約１．７倍となる。
【００６０】
図１９は、本実施形態と従来例との高速炉炉心での核変換量の比較例を示すグラフである。横軸の左側は本実施形態の場合、横軸の右側は比較用炉心の場合である。比較用炉心は、図１３に示す比較用炉心と同様に第１燃料集合体のみで炉心を構成した高速炉炉心の場合である。また、それぞれにおける３本の棒は、左からＰｕ、ＭＡ、およびＰｕとＭＡの合計について示している。縦軸は、核変換量（ｋｇ／年）である。
【００６１】
比較用炉心は、図１３に示す第１の実施形態と同じく、Ｐｕの核変換量は約２００ｋｇ／年強、ＭＡの核変換量は約３０ｋｇ／年であるのに対して、本実施形態の高速炉炉心１００では、Ｐｕの核変換量は約２００ｋｇ／年弱、ＭＡの核変換量は約７５ｋｇ／年である。合計値は、第１の実施形態と同程度である。
【００６２】
ＭＡの核変換量を１ＧＷｅあたりに換算すれば、約２５０ｋｇ／年／ＧＷｅとなり、大型軽水炉約１３基からの使用済燃料中のＭＡを核変換できる。
【００６３】
図２０は、本実施形態に係る高速炉炉心と比較用炉心での燃焼欠損反応度の比較例を示すグラフである。図２０の横軸の左は本第２の実施形態の場合、右は比較用炉心の場合を示す。比較用炉心は、第１の実施形態における図１４と同様に、第１燃料集合体のみで炉心を構成した高速炉炉心の場合である。縦軸は、燃焼欠損反応度（相対値）を示す。
【００６４】
したがって、比較用炉心の場合は、燃焼欠損反応度（相対値）は、約５であるが、第１の実施形態の場合が約３であるのに対して、本第２の実施形態の場合は、比較用炉心の場合と第１の実施形態の場合の中間の約４に増加している。
【００６５】
以上のように、本実施形態においては、第１の実施形態と従来の例との中間的な特性となっており、特に特異な状態とはならない。このように、ＭＡ割合の異なる幅広いＴＲＵ組成に柔軟に対応しながらＭＡの核変換を行うことができる。
【００６６】
［その他の実施形態］
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。
【００６７】
たとえば、実施形態では、金属燃料の場合を例にとって示したが、これに限定されない。たとえば、酸化物を含むことでもよい。また、酸化マグネシウム、酸化アルミニウム、および酸化ジルコニウムの少なくとも一つにより希釈されたものを有してもよい。さらに、窒化物燃料であってもよい。また、窒化アルミニウム、および窒化ケイ素の少なくとも一つにより希釈されたものを有してもよい。
【００６８】
また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。さらに、これらの実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。
【００６９】
これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。
【符号の説明】
【００７０】
１…炉心、２…炉心支持板、４…原子炉容器、５…制御棒駆動機構、６…遮へいプラグ、８…冷却材入口配管、９…冷却材出口配管、１０…原子炉格納容器、１１…炉心燃料集合体、１１ａ…内側炉心燃料集合体、１１ｂ…外側炉心燃料集合体、１３…径ブランケット燃料集合体、１４…制御棒案内管、１５…遮へい体、２１…エントランスノズル、２１ａ…冷却材流入孔、２２…燃料要素、２４…ラッパ管、２５…ハンドリングヘッド、２６…冷却材流出孔、２７…下部ブランケット燃料部、２８…炉心燃料部、２９…上部ブランケット燃料部、３１…燃料、３２…被覆管、１００…高速炉炉心、１１０…第１燃料集合体、１１０ａ…炉心燃料部、１１１…第１燃料要素、１１１ａ…第１燃料、１１１ｂ…被覆管、１１２…中性子スペクトル軟化要素、１１２ａ…中性子スペクトル軟化材、１１２ｂ…被覆管、１１３…ラッパ管、１２０…第２燃料集合体、１２０ａ…炉心燃料部、１２１…第２燃料要素、１２１ａ…第２燃料、１２１ｂ…被覆管、１２２…中性子スペクトル軟化要素、１２３…ラッパ管、１３０…第２燃料集合体、１３１…第２燃料要素、１３１ａ…ＴＲＵ燃料、１３１ｂ…被覆管、２００…高速炉
【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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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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【図１６】
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【図１７】
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【図１８】
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【図１９】
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【図２０】
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【図２１】
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【図２２】
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【図２３】
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【図２４】
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