JP2001133572A

JP2001133572A - 溶融塩炉

Info

Publication number: JP2001133572A
Application number: JP31030299A
Authority: JP
Inventors: Kozo Shiratori; 廣藏白鳥; Hiroshi Shimizu; 博清水; Yasuyuki Moriki; 保幸森木; Mitsuaki Yamaoka; 光明山岡; Reiko Fujita; 玲子藤田
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1999-10-29
Filing date: 1999-10-29
Publication date: 2001-05-18

Abstract

(57)【要約】【課題】簡素な原子炉設備と保守の低減を図るととも
に、再処理施設を削除、高、低レベル放射性廃棄物の処
理、保管施設の簡素化が図れる溶融塩炉を得る。【解決手段】溶融塩を燃料とする円筒状の炉心２と、２
を包囲する反射体２０と、２０を包囲すると共に、２０
の外周部に所定空間を形成するように配設された外部炉
容器２５と、２５と２の円周部にある反射体２０との空
間に、配設され複数の炉内装荷機器を構成するものであ
って、２の炉心部出口から炉心部入口の間に炉心内の燃
料が該各炉内装荷機器毎に循環可能に配設された複数の
主循環ポンプ１８、複数の中間熱交換器１６、複数の核
分裂生成物除去装置１７と、２の上部に配設されている
２０の上部側に配設され２の出力を制御する制御棒駆動
機構１５と、２５と２０との空間内であって炉内装荷機
器の外周部熱遮蔽層を兼ねた放射線遮蔽体２１，２２と
を具備した溶融塩炉。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、冷却材として燃料
を溶融した溶融塩を用いた溶融塩炉（溶融塩高速炉も含
む）溶融塩炉に関する。

【０００２】

【従来の技術】ナトリウム等の液体金属を冷却材に用い
た従来の高速増殖炉の一例として図１３のように構成さ
れたものがある。原子炉容器１内に設置された炉心２か
ら出た冷却材は上部プレナム４を上昇し、中間熱交換器
５２の上部から流入し熱交換をし、冷却された冷却材は
下部プレナム３に流出した後、主循環ポンプ５３により
吸い込まれ入口配管５４を炉心２の下部に吐出され原子
炉容器１内を一巡する。

【０００３】ナトリウム等は低圧で使用され、かつ軽水
より比重が小さく冷却材重量、液深による圧力も小さい
ことから、原子炉容器１は主要部板厚が３０ｍｍから５
０ｍｍ程度で、上部から吊り下げる方式が一般的であ
る。

【０００４】また、炉心２は燃料集合体、ブランケット
燃料集合体、遮蔽体等の各集合体で構成されているが、
燃焼反応度が大きいことから炉心２の制御は炉心部にほ
ぼ均等に配分された制御棒及び制御棒駆動機構１５によ
り行われ、当該制御棒駆動機構１５は炉心２の上方部に
設けられた炉心上部機構５１内に収納され、燃料交換時
には炉心上部機構５１は、回転プラグ等により炉心上部
から退避する構造となっている。

【０００５】燃料交換によって炉外へ引き抜かれた使用
済燃料集合体は、炉外の貯蔵設備で冷却された後、再処
理施設に搬入、処理される。

【０００６】

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上記の
高速炉では定期的な燃料交換が必要であり、そのために
回転プラグ、燃料交換機、燃料貯蔵設備、燃料検査設備
他、燃料交換のための一連の設備を備える必要があると
ともに、これらの設備の保守、点検を行う必要があり、
軽水炉と比べ設備が複雑なものとなっており、プラント
の初期建設費、ランニングコスト増の一因となってい
る。

【０００７】また、交換された燃料は再処理して再利用
されるが、そのために使用済燃料集合体の受入れ貯蔵設
備、燃料の剪断、溶解、精製、再処理された燃料の貯
蔵、集合体への加工等、大掛かりな再処理施設が別に必
要となる。

【０００８】さらに、上記の各工程で生じる高、低レベ
ル放射性廃棄物の処理が必要である。

【０００９】本発明は上記に鑑み、簡素な原子炉設備と
保守の低減を図るとともに、再処理施設を削除、高、低
レベル放射性廃棄物の処理、保管施設の簡素化が図れる
溶融塩炉を提供することを目的とする。

【００１０】

【課題を解決するための手段】本発明は、溶融塩を燃料
とする円筒状の炉心と、前記炉心を包囲する反射体と、
前記反射体を包囲すると共に、該反射体の外周部に所定
空間を形成するように配設された原子炉容器と、前記原
子炉容器と前記炉心の円周部にある反射体との空間に、
複数の円筒部が配設され、且つ該各円筒部内に収納され
る炉内装荷機器を構成するものであって、前記炉心の炉
心部出口から炉心部入口の間に炉心内の燃料が該各炉内
装荷機器毎に循環可能に配設された複数の主循環ポン
プ、複数の中間熱交換器、複数の核分裂生成物除去装置
と、前記炉心の上部に配設されている反射体の上部側に
配設され、上部開口部を閉鎖する上部蓋を有する中央円
筒部と、前記上部蓋を貫通して円周状に設置され前記炉
心の出力を制御する制御棒駆動機構と、前記原子炉容器
内であって前記反射体との空間内であって前記炉内装荷
機器の外周部熱遮蔽層を兼ねた放射線遮蔽体とを具備し
た溶融塩炉である。

【００１１】本発明は、前記原子炉容器の下部と前記炉
内装荷機器の上部に設けられた炉上部床からなる炉容器
支持構造と、前記原子炉容器内であって、前記放射線遮
蔽体との間に配設され、両者間のギャップを保持し該放
射線遮蔽体を一様に該囲ったガードベッセルとから構成
した請求項１に記載の溶融塩炉である。

【００１２】本発明は、前記核分裂生成物除去装置は、
溶融塩を供給する循環流路を主循環ポンプより分岐して
設けたことを特徴とする請求項1に記載の溶融塩炉であ
る。

【００１３】本発明は、前記制御棒駆動機構は、出力運
転時に燃焼補償を行う炉運転棒と緊急時の炉停止棒を有
し、前記炉運転棒、前記炉停止棒の吸収材としてハフニ
ウムを用いたことを特徴とする請求項1に記載の溶融塩
炉である。本発明は、前記ガードベッセルは、通常の鋼
製容器で周囲を保温材で覆われ、内側に炉容器に形成さ
れている溶接線部を除き詰め物を保持したことを特徴と
する請求項２に記載の溶融塩炉である。

【００１４】本発明は、ウランを回収する陰極には固体
金属製の陰極を用い、プルトニウム等の超ウラン元素を
回収する陰極には液体陰極を使用し、溶融塩中に浸漬し
た陽極と陰極との間に電流を流して、溶融塩中に溶解し
ているウランおよびプルトニウムを陰極で金属に還元す
ることにより他の核分裂生成物を分離すると共に、陰極
に析出した金属の形でウランおよびプルトニウムを回収
する再処理装置を備えたことを特徴とする請求項１に記
載の溶融塩炉である。

【００１５】本発明は、前記溶融塩は３５０℃〜１００
０℃で溶解し、陽極と陰極を浸漬して電流を流した際に
前記溶融塩を分解することのない安定に電解のできる電
位の範囲である電位窓が広いものであって、化学形態が
塩化物、フッ化物、水酸化物、炭酸塩、もしくは硝酸塩
であることを特徴とする請求項１１に記載の溶融塩炉で
ある。

【００１６】本発明は、前記核分裂生成物除去装置は、
前記炉心の余剰反応度の燃焼変化を小さくするように、
原子炉運転中に核分裂生成物除去率を調整可能に構成し
たことを特徴とする請求項１の溶融塩炉である。

【００１７】本発明は、前記溶融塩の循環流量を変化で
きるように構成し、前記原子炉の出力制御を、前記溶融
塩の循環流量を変化させて行うことを特徴とする請求項
１に記載の溶融塩炉である。

【００１８】本発明は、前記原子炉の出力制御を、溶融
塩に注入するガスの注入量を変化させて行うことを特徴
とする請求項１に記載の溶融塩炉である。

【００１９】

【発明の実施の形態】以下、本発明の実施の形態につき
図面を参照して説明する。

【００２０】＜第１の実施形態＞図１は本発明の溶融塩
炉に係る第１の実施形態を原子炉構造の垂直断面図であ
り、図２は図１のＣ―Ｃ線に沿って切断し、矢印方向に
見た断面図である。

【００２１】コンクリート又は鋼製の壁１９で区切られ
た原子炉容器室内に、以下のように構成された外部炉容
２５内に収納される原子炉容器１が収納されている。円
筒形状の原子炉容器１には、溶融塩を燃料とする円筒状
の炉心２と、炉心２を包囲する反射体２０と、反射体２
０を包囲すると共に、該反射体２０の外周部に所定空間
を形成するように配設された原子炉容器１と、原子炉容
器１と炉心２の円周部にある反射体２０との空間に、複
数の円筒部１１が配設され、且つ該各円筒部１１内に収
納される炉内装荷機器を構成するものであって、炉心２
の炉心部出口から炉心部入口の間に炉心内の燃料が該各
炉内装荷機器毎に循環可能に配設された複数の主循環ポ
ンプ１８、複数の中間熱交換器１６、複数の核分裂生成
物除去装置（ＦＰ除去装置）１７と、炉心２の上部に配
設されている反射体２０の上部側に配設され、上部開口
部を閉鎖する上部蓋１０を有する中央円筒部２６と、上
部蓋１０を貫通して円周状に設置され炉心２の出力を制
御する制御棒駆動機構１５と、外部炉容器２５と反射体
２０との空間内であって前記炉内装荷機器の外周部並び
に上部及び下部に配設された熱遮蔽層を兼ねた放射線遮
蔽体（放射線遮蔽層）２１，２２とを具備したものであ
る。

【００２２】また、炉容器支持構造として、原子炉容器
１の下部と炉内装荷機器の上部に設けられた炉上部床１
０と、原子炉容器１内であって、放射線遮蔽体２１との
間に配設され、両者間のギャップを保持し該放射線遮蔽
体２１を一様に該囲ったガードベッセル１２とから構成
したものである。

【００２３】さらに、プラント寿命がきた時点で使用す
るものであって、核分裂生成物除去装置１７を取り除い
た部分に設ける再処理装置（図示せず）を備えている。

【００２４】又、原子炉構造の下部に炉容器１の支持ス
カート７を有し、複数の円筒部１１の上部には地震時の
容器支持を兼ねた炉上部床９を備えており、この炉容器
１の外側には溶融塩漏洩事故に備えて、炉容器１より一
回り大きい安全容器（ガードベッセル）１２が設けられ
ている。

【００２５】炉容器１の上部開口は上部蓋１０、主循環
ポンプ１８、ＦＰ除去装置１７及び中間熱交換器１６で
気密に閉鎖されており、この上部蓋１０等の下面と溶融
塩冷却材の液面との間の空間にはアルゴンガス等の不活
性ガスが充填され、カバーガス５の空間が形成されてい
る。

【００２６】次に、図１及び図2を用いて原子炉容器１
内の溶融塩（冷却材）の流れを説明する。炉容器１内
は、使用する燃料の燃焼効率を高めるため、炉心外部の
炉容器内溶融塩を極力排除する目的で熱遮蔽層を兼ねた
放射線遮蔽層２１，２２で埋められており、これらの遮
蔽層２１，２２をくり抜き流路が設けられている。炉心
２の下方には炉心入口プレナム６が設けられており、図
２に示す主循環ポンプ１８により吐出された冷却材が炉
心入口プレナム６に流入する。炉心入口プレナム６に流
入した冷却材は、炉心２を通り炉心上部より上部プレナ
ム４及び各中間熱交換器１６へと流れ、中間熱交換器１
６の上方に設けられた入り口窓より中間熱交換器１６内
に流入し、伝熱管内を通り中間熱交換器１６の下部より
流出する。中間熱交換器１６の下部より流出した冷却材
は、主循環ポンプ１８の下部に設けられたポンプ入口プ
レナム部にを経て主循環ポンプ１８により吸い込まれる
ことにより一巡する。ＦＰ除去装置１７FP除去装置への
流量は、炉心入口プレナム６から分岐し設けられた流路
により供給され、ＦＰ除去装置１７本体内に設けられた
流量調節機構により制御され、ＦＰ除去装置１７本体内
を通過後、中間熱交換器１６の下部に合流し主循環ポン
プ１８に戻る。

【００２７】炉心２の制御を行う制御棒及び制御棒駆動
機構１５は、図１及び図２に示したように、上部蓋１０
には円周状に配置されており、出力運転時に燃焼補償を
行う炉運転棒１５Ｕと緊急時の炉停止棒１５Ｓを有した
従来型炉と同じ2種類の構成となっている。炉運転棒１
５Ｕ、炉停止棒１５Ｓには吸収材として反応ガスを出さ
ないハフニウムを用い、高放射線、高温下に耐える構造
としている。

【００２８】なお、図１３で示すように、低温冷却材を
導く下部案内管を設け、その中に炉運転棒、炉停止棒を
上下駆動させる従来型方式も適用可能であることは云う
までもない。

【００２９】反射体２０は分割あるいは一体構造で組み
立てられ、中央円筒部１１より引き抜きを可能とした構
成となっている。

【００３０】さらに、原子炉構造の支持構造は、原子炉
構造の下部に炉容器１の支持スカート７と、円筒部１１
の上部に設けられた炉上部床９によりなされ、通常時の
原子炉構造は支持スカート７により支持されている。支
持スカート７を原子炉構造の下部に設けることにより、
炉容器１並びに支持スカート７を圧縮応力下で使用で
き、高温で使用される容器、支持構造の耐クリープ変形
を緩和することができる。

【００３１】又、上記円筒部１１と炉上部床９とは微小
ギャップで取り合っており、支持スカート７より上部の
炉容器の熱膨張は円筒部１１が上下にスライドすること
で吸収され、地震時には、支持スカート７と相俟って水
平方向地震時荷重を受けることにより支持スカート７へ
のモーメント荷重を緩和している。

【００３２】炉心の形状を構成している反射体２０は、
中性子照射に晒されることから炉心槽内に分割構造で取
りつけられ、交換の必要に応じ中央円筒部１１より引き
抜き可能となっている。また、炉心槽自体も万一の交換
に備え中央円筒部より引き抜き可能となっている。

【００３３】ガードベッセル１２は、通常の鋼製で、こ
の周囲を保温材２５で覆われ熱放散を抑制している。ガ
ードベッセル１２の内側には炉容器の溶接線周囲を除き
詰め物（図示せず）をして、炉容器１とガードベッセル
１２間の空間体積を減じて、万一、炉容器１に漏洩が生
じ溶融塩が容器外に漏洩した場合でも、炉容器内の溶融
塩液位低下による流路のサイホンブレークを防止し、流
れの循環が止まらないようになっている。

【００３４】以上述べた第１の実施形態によれば、冷却
材として燃料を溶融した溶融塩を用いることにより燃料
集合体は不要となり、定期点検の期間を利用した核分裂
生成物除去装置の再生の他は、燃料交換無しで原子炉運
転が可能となる。これにより原子炉構造、燃料取扱設備
の簡素化を図ることができるとともに、これらの可動設
備の保守、点検が不要となり、燃料交換不要とあわせて
定期点検期間の短縮にも寄与することができる。

【００３５】また、プラント寿命がきた時点で使用する
再処理装置は、FP除去装置を撤去し、その貫通孔を利用
して炉内に装荷され、溶融塩中の燃料の再処理をオンサ
イトで行うことができ、大掛かりな再処理施設は不要と
なる。

【００３６】＜第２の実施の形態＞本発明の溶融塩炉に
使用する液体燃料の溶融塩として用いられる塩は、プル
トニウムとウランの混合物、トリウムとウランの混合
物、濃縮ウランのいずれかを含む塩化物、フッ化物、水
酸化物、炭酸塩もしくは硝酸塩であり、例えば、10NaCl
-20UCl3-2.5PuCl3の組成の溶融塩を用いると極めて効率
良く溶融塩炉を運転できる。

【００３７】又、溶融塩としては、塩化ナトリウムの代
わりに塩化ナトリウムとフッ化ナトリウムの混合塩を用
いることも可能である。前記、塩化ナトリウムとフッ化
ナトリウムの混合塩の代わりに、塩化リチウム、塩化ナ
トリウム、塩化カリウム、塩化マグネシウム、塩化カル
シウム、塩化アルミニウム、塩化錫等の塩化物もしくは
混合塩化物、フッ化リチウム、フッ化ナトリウム、フッ
化カリウム、フッ化マグネシウム、フッ化カルシウム、
フッ化アルミニウム、フッ化錫等のフッ化物もしくは混
合フッ化物、水酸化リチウム、水酸化ナトリウム、水酸
化カリウム、水酸化マグネシウム、水酸化カルシウム、
水酸化アルミニウム、水酸化錫等水酸化物もしくは混合
水酸化物、炭酸リチウム、炭酸ナトリウム、炭酸カリウ
ム、炭酸マグネシウム、炭酸カルシウム、炭酸アルミニ
ウム、炭酸錫等の炭酸塩もしくは混合炭酸塩、もしくは
硝酸リチウム、硝酸ナトリウム、硝酸カリウム、硝酸マ
グネシウム、硝酸カルシウム、硝酸アルミニウム、硝酸
錫等の硝酸塩もしくは混合硝酸塩を用いることも可能で
ある。

【００３８】＜第３の実施の形態＞図３は本発明の溶融
塩炉に係る第３の実施形態におけるＦＰ除去装置１７を
説明するための図であり、図３（ａ）は図１のＣ―Ｃ線
に沿って切断し、矢印方向に見た断面図であり、図３
（ｂ）は図３（ａ）のＦＰ除去装置１７を示す垂直断面
図である。ＦＰ除去装置１７は、抽出槽１０１の中に溶
融塩１０２と核分裂生成物を抽出して除去する液体金属
１０３が収容されている。

【００３９】ＦＰ除去装置１７により除去する核分裂生
成物としては、溶融塩に安定に存在しにくいＭｏ，Ｔ
ｃ，Ｒｕ、Ｒｈ，Ｐｄ等の貴金属もしくは白金族元素で
ある。抽出槽１０１は溶融塩炉の内部に設けられ、溶融
塩炉内温度と異なる温度で操業するために、断熱材１０
４を外側に巻いてあり、液体金属１０３としてカドミウ
ムを用いる場合には溶融塩炉の操業温度より低い４７０
℃〜５５０℃で運転される。核分裂生成物を除去する
溶融塩は抽出槽１０１の底部の溶融塩入口１０５から抽
出槽１０１に挿入され液体金属１０３で抽出されて溶融
塩出口１０６から溶融塩炉に排出される。

【００４０】抽出槽１０１内の温度を低下もしくは制御
するために、冷却ガスが導入される構造となっており、
冷却ガスは冷却ガス入口１０７から抽出槽１０１の上部
に挿入され、冷却ガス出口１０８からオフガス系へ排出
される。

【００４１】一方、核分裂生成物の抽出を効率良く行う
ために、抽出槽１０１の中心には攪拌軸１０９が設けら
れている。また、核分裂生成物を抽出した液体金属１０
３は抽出槽１０１の底部に設けられた液体金属排出口１
１０から取り出すことも可能である。

【００４２】使用する液体金属としてカドミウムの代わ
りに、融点が比較的低く、５００℃以上で液体であるビ
スマスや亜鉛も使用可能である。冷却ガスとしては、溶
融塩や液体金属と反応しない、アルゴンガスもしくはヘ
リウムガス等の不活性ガスが使用可能である。

【００４３】＜第４の実施の形態＞図４は本発明の溶融
塩炉に係る第４の実施形態における再処理装置を説明す
るための図（溶融塩炉電解工程の概念を説明するための
図）であり、図４（ａ）は図１のＣ―Ｃ線に沿って切断
し、矢印方向に見た断面図であり、図４（ｂ）は図４
（ａ）の再処理装置を示す垂直断面図である。

【００４４】溶融塩電解では電解槽１１１にアルカリ金
属フッ化物もしくはアルカリ土類金属フッ化物もしくは
両者に混合者を融点以上に加熱して溶融状態にした溶融
塩１１２を電解槽１１１に収容しておき、この溶融塩１
１２に陽極１１３を還元されたウランもしくは超ウラン
元素が付着した廃棄物２４そのものを電解槽１１１の溶
融塩１１２に浸漬する。陽極としては、溶融塩と反応し
ないグラファイトやカーボン電極が適当である。

【００４５】また、溶融塩１１２には炭素鋼もしくはモ
リブデン等からなる固体の陰極１１４を浸漬する。これ
らの電極に電源１１５から電流を供給することにより、
固体の電極１１４に固体陰極析出物（金属ウラン）１１
６を析出させる。すなわち、陽極では、以下の反応が起
こっている。

【００４６】２Ｃｌ → Ｃｌ_２＋２ｅ一方、陰極では、以下の反応により、金属ウランもしく
は、超ウラン元素もしくは放射性核種が陰極に析出して
回収される。

【００４７】Ｕ^４＋＋ｅ → Ｕ^３＋Ｕ^３＋＋３ｅ → Ｕ所定の電流を流した後、固体陰極析出物１１６が析出し
た固体陰極１１４を溶融状態の溶融塩１１２から取り出
す。

【００４８】次に図４に示すように、新たな陰極として
るつぼ１１７に溶融状態の金属（例えば：カドミウム）
からなる液体陰極１１８を収容したものを溶融塩１１２
に浸漬し、電源１１５から電流を供給することにより、
液体陰極１１８に液体陰極析出物１１９（金属ウラン、
超ウラン元素の金属）を析出させる。

【００４９】所定の電流を供給した後、るつぼ１１７と
ともに液体陰極１１８を溶融状態の溶融塩１１２から取
り出す。液体陰極１１８としては、５００℃で溶融する
物質であることが重要であり、カドミウムの代わりに、
ビスマス、もしくは亜鉛を用いることも可能である。

【００５０】また、再処理の処理速度を大きくするため
に、固体陰極１１４と液体陰極１１８に同時に電流を流
すことも可能である。電解槽１１１は溶融塩炉の内部に
設けられ、溶融塩炉内温度と異なる温度で操業するため
に、断熱材１２０を外側に巻いてあり、液体金属陰極１
１８としてカドミウムを用いる場合には溶融塩炉の操業
温度より低い５００℃〜５５０℃で運転される。

【００５１】再処理する溶融塩は電解槽１１１の底部の
溶融塩入口１２１から電解槽１１１に挿入され電解槽１
１１で処理されて溶融塩出口１２２から溶融塩炉に排出
される。電解槽内の温度を低下もしくは制御するため
に、冷却ガスが導入される構造となっており、冷却ガス
は冷却ガス入口１２３から電解槽１１１の上部に挿入さ
れ、冷却ガス出口１２４からオフガス系へ排出される。

【００５２】使用する液体陰極金属としてはカドミウム
の代わりに融点が比較的低く、５００℃以上で液体であ
るビスマスや亜鉛も使用可能である。冷却ガスとして
は、溶融塩や液体金属と反応しない、アルゴンガスもし
くはヘリウムガス等の不活性ガスが使用可能である。

【００５３】以上述べた第４の実施形態によれば、プラ
ント寿命がきた時点で使用する再処理装置は、各原子炉
に共用の設備であり、炉内の使用済み燃料は再処理さ
れ、新たな溶融塩として別の炉で使用することができ
る。＜第５の実施の形態＞ここで図４を参照して第５の実施
形態を説明する。図５において、溶融塩１１２に浸漬し
て陽極１１３と陰極１１４もしくは１１７間に電流を流
して電解すると、溶融塩中に容器亜しているウランもし
くは超ウラン元素イオンは還元されて陰極に金属ウラン
１１５もしくは超ウラン元素金属１１８として析出する
ので回収する。

【００５４】前記溶融塩１１２は低温で溶解し、陽極と
陰極を浸漬して電流を流した際に前記溶融塩を分解する
ことのない安定に電解のできる電位の範囲である電位窓
が広いことを特徴とする。

【００５５】溶融塩１１２としては、塩化ナトリウムと
フッ化ナトリウムの混合塩を用いる。前記塩化ナトリウ
ムとフッ化ナトリウムの混合塩の代わりに、塩化リチウ
ム、塩化ナトリウム、塩化カリウム、塩化マグネシウ
ム、塩化カルシウム、塩化アルミニウム、塩化錫等の塩
化物もしくは混合塩化物、フッ化リチウム、フッ化ナト
リウム、フッ化カリウム、フッ化マグネシウム、フッ化
カルシウム、フッ化アルミニウム、フッ化錫等のフッ化
物もしくは混合フッ化物、水酸化リチウム、水酸化ナト
リウム、水酸化カリウム、水酸化マグネシウム、水酸化
カルシウム、水酸化アルミニウム、水酸化錫等水酸化物
もしくは混合水酸化物、炭酸リチウム、炭酸ナトリウ
ム、炭酸カリウム、炭酸マグネシウム、炭酸カルシウ
ム、炭酸アルミニウム、炭酸錫等の炭酸塩もしくは混合
炭酸塩、もしくは硝酸リチウム、硝酸ナトリウム、硝酸
カリウム、硝酸マグネシウム、硝酸カルシウム、硝酸ア
ルミニウム、硝酸錫等の硝酸塩もしくは混合硝酸塩を用
いることも可能である。

【００５６】＜第６の実施の形態＞図５及び図６は本発
明の溶融塩炉に係る第６の実施形態を説明するためのも
のであり、図５は余剰反応度の時間変化を示すものであ
り、図６は余剰反応度制御を行うための制御系のブロッ
ク図である。

【００５７】本実施形態は、余剰反応度の制御を前記制
御棒によるのではなく、核分裂生成物除去率を運転中に
調整することにより行う場合である。燃焼が進むと核分
裂生成物が蓄積し、核分裂生成物を除去しない従来の原
子炉では、図５の細線１のごとく中性子吸収の増大によ
り余剰反応度は時間とともに低下していく。そこで、核
分裂生成物を除去することができれば余剰反応度変化を
抑制できる。

【００５８】本実施形態の溶融塩炉では、図６に示すよ
うに、運転中に核分裂生成物を除去する装置２０３を備
えているので、これが可能となる。核分裂生成物を除去
しない場合、燃焼初期で余剰反応度の低下率が大きく、
次第に低下率は小さい。従って、核分裂生成物除去率を
初期で大きく、末期で小さくすることにより、図５の実
線２に示すように余剰反応度の燃焼変化を小さくできる
ので、燃料交換なしに長期間運転することが可能とな
る。

【００５９】以上の原理に基づく余剰反応度制御を行う
ための制御系の構成例を図６に示す。この場合、余剰反
応度制御は余剰反応度燃焼変化予測装置２０１と、余剰
反応度制御装置２０２と、核分裂生成物除去率制御装置
２０３と、核分裂生成物除去装置２０４によって行う。

【００６０】余剰反応度燃焼変化予測装置２０１は、炉
心核特性計算により余剰反応度燃焼変化を予測し、余剰
反応度制御装置２０２へ入力する。余剰反応度制御装置
２０２は各燃焼時点で必要な核分裂生成物除去率を核分
裂生成物除去率制御装置２０３へ伝え、核分裂生成物除
去率制御装置２０３は核分裂生成物除去装置２０４の除
去率を調整する。ここで、余剰反応度制御装置２０２へ
入力される余剰反応度燃焼変化は、オフラインであらか
じめ計算しておく方法も可能であるとともに、何らかの
手段で測定された実際の余剰反応度を反映して予測値を
補正しながら、核分裂生成物除去率を調整することも考
えられる。

【００６１】余剰反応度の制御方法として、前述の制御
棒による方式と、前述の方式を組み合わせることも可能
であることはいうまでもない。この場合、必要な制御棒
を削減できるメリットがある。この場合、制御棒の挿入
位置をもとに余剰反応度を測定して、前述の余剰反応度
の計算への補正が可能となる。

【００６２】以上述べた第６の実施形態によれば、核分
裂生成物を運転中に除去し、かつ、余剰反応度に応じて
その除去率を制御する余剰反応度制御方式により、余剰
反応度の燃焼変化を最小化でき、燃料交換の不要化ある
いは燃料交換間隔の大幅な延長が可能となるとともに、
制御棒本数を大幅に削減することができる。

【００６３】＜第７の実施の形態＞図７及び図８は、本
発明の溶融塩炉に係る第７の実施形態を説明するための
ものであり、図７（ａ）、（ｂ）及び（ｃ）は溶融塩流
量、溶融塩温度及び原子炉出力（熱出力）の時間変化を
示す図であり、図８は出力制御系の構成を示すブロック
図である。

【００６４】本実施形態における溶融塩炉では、出力制
御の全部または一部を溶融塩の循環流量を調整すること
により行う。その原理を以下に説明する。

【００６５】一定の出力状態において、溶融塩の循環流
量を変化させるとそれに伴って溶融塩の温度が変化し、
さらに燃料密度の変化により反応度が投入され出力が変
化する。

【００６６】ここで、溶融塩ではこの温度変化による反
応度投入率が従来の原子炉に比べて大きいために出力制
御が可能となる。これは従来の原子炉の固体燃料に比べ
て、溶融塩でははるかに大きな膨張率が得られることに
起因している。溶融塩の循環流量を上げた場合につい
て、図８に示している。流量の増大により温度が低下す
るとともに、燃料密度が増大するために正の反応度が投
入される。これにより、炉心出力が増大するがこれによ
り温度が上昇を始めるので正の反応度が打ち消され、炉
心出力はあるレベルに落ち着くことになる。流量を減少
させれば負の反応度が投入され、炉心出力はあるレベル
に低下することになる。これを利用して、炉心出力の制
御を行うことができる。

【００６７】以上述べた原理による出力制御を行うため
の制御系の構成は、図８に示すように、出力制御は、溶
融塩温度測定装置２０５と、中性子束測定装置２０６
と、原子炉出力計算装置２０７と、原子炉出力制御装置
２０８と、溶融塩循環ポンプ２０９と、溶融塩循環流量
測定装置２１０と、溶融塩循環流量制御装置２１１によ
り行われる。

【００６８】原子炉出力は、溶融塩温度と、中性子束
と、溶融塩循環流量の測定結果から原子炉出力計算装置
２０７により計算される。原子炉出力制御は現在の原子
炉出力と指示された原子炉出力を比較して、原子炉出力
制御装置２０８が溶融塩循環流量制御装置２１１へ信号
を出し、それにより溶融塩循環ポンプ流量が制御される
ことで行われる。

【００６９】なお、原子炉出力の制御方式として、本方
式と前記制御棒による方式とを組み合わせることも可能
なことはいうまでもない。

【００７０】＜第８の実施の形態＞図９、図１０及び図
１１は、本発明の第８の実施形態を説明するための図で
あり、図９は炉内における溶融塩の流れを示す図であ
り、図１０（ａ）と（ｄ）、（ｂ）と（ｅ）、（ｃ）と
（ｆ）は溶融塩炉に係るガス注入量、余剰反応度、原子
炉出力（熱出力）の時間変化を示す図であり、図１１は
出力制御系の構成を示すブロック図である。

【００７１】本実施形態の溶融塩炉では、出力制御の全
部または一部を溶融塩にガスを注入することにより行
う。この場合の原子炉容器内の燃料の流れを図９に示
す。原子炉容器２１２の内部では、核燃料を含んだ溶融
塩は溶融塩ポンプ２１３により炉心２１４から流れ出
て、中間熱交換器２１５へ流入し、二次冷却材に熱を伝
えた後、再び炉心へ戻る。この炉心２１４への入口にお
いて、ガス注入装置２１６からの配管が合流しており、
ガスが注入されると溶融塩と混合し、炉心内を上方へ流
れる。ガス注入装置２１６は、注入ポンプ２１７と、ガ
ス溜２１８からなる。ガス溜２１８は、炉心から回収し
たガスを一時ためておく場所である。ガスとしては、ア
ルゴンガスやヘリウムガスのような不活性ガスが考えら
れる。炉心から溶融塩は側面の配管を通して流出する
が、注入されたガスは液面の上方にたまり、原子炉容器
上方からガス注入装置２１６へ戻る構造となっている。
この図９で、核分裂生成物除去装置は省略している。

【００７２】図１０（ａ）、（ｂ）、（ｃ）はガス注入
量と、余剰反応度・原子炉出力の関係を横軸に時間をと
って示したものである。溶融塩の場合、ガスが混合され
ると負の反応度が入る。これはガス混合により燃料密度
が低下するためである。そのため、ガスを一定時間注入
すると、負の反応度が投入され、原子炉出力を低下させ
ることができる。

【００７３】また、一定のガス注入を定常的に行う設計
とすれば、注入量の増減により、原子炉出力の低下だけ
でなく増大も可能となる。すなわち、ガスの注入量と時
間に応じて、原子炉出力を制御することができる。

【００７４】上記の原子炉出力制御を行うための制御系
の構成例を図１１に示す。出力制御は、溶融塩温度測定
装置２０５と、中性子束測定装置２０６と、原子炉出力
計算装置２０７と、原子炉出力制御装置２０８と、ガス
注入装置２１６と、ガス注入量制御装置２１９と、ガス
注入量測定装置２２０により行われる。

【００７５】原子炉出力は溶融塩炉心出入口温度と、中
性子束と、ガス注入量の測定結果をもとに原子炉出力計
算装置により計算される。原子炉出力制御は、原子炉出
力制御装置２０８がガス注入量制御装置２１９へ信号を
出し、それに従ってガス注入量制御装置２１９がガス注
入装置２１６を制御することで行われる。

【００７６】また、なんらかの理由で溶融塩の温度が異
常に上昇した場合、例えば、ポンプが停止した場合に
は、図１０（ｄ）、（ｅ）、（ｆ）に示すように、強制
的にガスを大量に送り込み、大きな負の反応度を投入し
て炉心を停止させることもできる。この場合、制御の流
れとしては、図１１に示す中性子束測定装置２０６によ
り原子炉出力の異常な変化を検知して、原子炉出力制御
装置２０８へ信号を送ることになる。中性子束測定の方
が早期に原子炉出力の変化を捉えられるからである。こ
れにより、原子炉の安全を確保する炉停止手段のひとつ
としても利用できる。

【００７７】なお、原子炉出力の制御方式として、本方
式と前記制御棒による方式や前記溶融塩流量による方式
とを組み合わせることも可能なことはいうまでもない。

【００７８】＜第９の実施の形態＞図１２（ａ）及び
（ｂ）は本発明の溶融塩炉に係る第９の実施形態を説明
するための図であり、図１２（ａ）は水平断面図［図１
２（ｂ）のＢ―Ｂ線に沿って切断し矢印方向に見た断面
図］であり、図１２（ｂ）は垂直断面図［図１２（ａ）
のＡ―Ａ線に沿って切断し矢印方向に見た断面図］であ
る。

【００７９】原子炉容器室の壁２２１で区切られた空間
の外部炉容器（原子炉容器）２１２の下部空間は、原子
炉容器２１２を保持する壁２２２のほかに、複数の壁２
２３により小空間２２４に小分けされている。

【００８０】この小空間２２４は、何らかの原因により
原子炉容器２１２から溶融塩が漏洩し、原子炉容器２１
２の下部空間に溜まった場合でも、臨界となることを避
けるためのものである。前記のように、原子炉容器２１
２から溶融塩が漏洩した場合を想定して、これを受ける
ためのガードベッセルが設けられているが、さらにガー
ドベッセルからの漏洩を想定している。

【００８１】溶融塩は一定の体積以上で臨界となる可能
性があるが、本実施形態のように下部空間に溜まった場
合でもいくつかの領域に分断し、臨界体積となることを
避けることで、溶融塩の漏洩を想定した場合でも安全性
を高めることができる。

【００８２】＜変形例＞本発明は、以上述べた実施形態
に限定されず、以下のようにしてもよい。前述した各実
施形態は、いずれも炉心２を円筒形状の反射体２０で囲
った構成の高速増殖炉であるが、本発明の適用範囲はこ
のような高速増殖炉に限定されるものではなく、増殖性
を考慮し反射体の内側に劣化ウラン等よりなるブランケ
ット燃料集合体を配置して炉心を構成した溶融塩高速炉
にも適用することができる。

【００８３】また、制御棒による出力制御方式以外に、
溶融塩循環流量調整による方式、溶融塩ガス注入方式を
組み合わせることができ、これにより、制御棒本数を削
減できるとともに、出力制御系・炉停止系を多重化する
ことができる。

【００８４】さらに、原子炉容器から溶融塩が大量に漏
洩する事態を想定しても、溶融塩の集中化を避けるため
の原子炉下部空間の工夫を施すことができ、これによ
り、臨界となることを避けることができ、安全性の高い
溶融塩炉を得ることがまた、制御棒による出力制御方式
以外に、溶融塩循環流量調整による方式、溶融塩ガス注
入方式を組み合わせることにより、制御棒本数を削減で
きるとともに、出力制御系・炉停止系を多重化すること
ができる。

【００８５】また、原子炉容器から溶融塩が大量に漏洩
する事態を想定しても、溶融塩の集中化を避けるための
原子炉下部空間の工夫により、臨界となることを避ける
ことができ、安全性の高い溶融塩炉を得ることができ
る。

【００８６】

【発明の効果】本発明によれば、簡素な原子炉設備と保
守の低減を図るとともに、再処理施設を削除、高、低レ
ベル放射性廃棄物の処理、保管施設の簡素化が図れる溶
融塩炉を提供することができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の溶融塩炉に係る第１の実施形態を説明
するため原子炉構造垂直断面図。

【図２】図１のＣ―Ｃ線に沿って切断し、矢印方向に見
た水平断面図。

【図３】（ａ）及び（ｂ）は本発明の溶融塩炉に係る第
３の実施形態の核分裂生成物除染装置を説明するための
水平断面図及び垂直断面図。

【図４】（ａ）及び（ｂ）は本発明の溶融塩炉に係る第
４の実施形態の再処理装置を説明するための水平断面図
及び垂直断面図。

【図５】本発明の溶融塩炉に係る第６の実施形態を説明
するための余剰反応度の時間変化を示す図。

【図６】本発明の溶融塩炉に係る第６の実施形態を説明
するための余剰反応度制御系のブロック図。

【図７】（ａ）、（ｂ）及び（ｃ）は本発明の溶融塩炉
に係る第７の実施形態を説明するための溶融塩流量、溶
融塩温度及び原子炉出力（熱出力）の時間変化を示す
図。

【図８】本発明の溶融塩炉に係る第７の実施形態を説明
するための出力制御系のブロック図。

【図９】本発明の溶融塩炉に係る第８の実施形態を説明
するための炉内における溶融塩の流れを示す図。

【図１０】（ａ）と（ｄ）、（ｂ）と（ｅ）、（ｃ）と
（ｆ）は本発明の溶融塩炉に係る第８の実施形態を説明
するためのガス注入量、余剰反応度、原子炉出力（熱出
力）の時間変化を示す図。

【図１１】本発明の溶融塩炉に係る第８の実施形態を説
明するための出力制御系の構成を示すブロック図。

【図１２】（ａ）及び（ｂ）は本発明の溶融塩炉に係る
第９の実施形態を説明するための水平断面図及び垂直断
面図。

【図１３】従来の高速増殖炉の一例を説明するための概
略構成図。

【符号の説明】

１…原子炉容器２…炉心３…下部プレナム４…上部プレナム５…カバーガス６…炉心入口プレナム７…支持スカート９…炉上部床１０…上部蓋１１…円筒部１１…中央円筒部１２…ガードベッセル（安全容器）１５…制御棒駆動機構１５Ｕ…炉運転棒１５Ｓ…炉停止棒１６…中間熱交換器１７…核分裂生成物除去装置（ＦＰ除去装置）１８…主循環ポンプ１９…壁２０…反射体２１、２２…放射線遮蔽体（放射線遮蔽層）２４…廃棄物２５…外部炉容器５１…炉心上部機構５２…中間熱交換器５３…主循環ポンプ５４…入口配管１０１…抽出槽１０２…溶融塩１０３…液体金属１０４…断熱材１０５…溶融塩入口１０６…溶融塩出口１０７…冷却ガス入口１０８…冷却ガス出口１０９…攪拌軸１１０…液体金属排出口１１１…電解槽１１２…溶融塩１１３…陽極１１４…陰極１１４…電極１１４…固体陰極１１５…電源１１５…金属ウラン１１６…固体陰極析出物１１８…液体陰極１１８…液体金属陰極１１８…超ウラン元素金属１１９…液体陰極析出物１２０…断熱材１２１…溶融塩入口１２２…溶融塩出口１２３…冷却ガス入口１２４…冷却ガス出口２０１…余剰反応度燃焼変化予測装置２０２…余剰反応度制御装置２０３…装置２０３…核分裂生成物除去率制御装置２０４…核分裂生成物除去装置２０５…溶融塩温度測定装置２０６…中性子束測定装置２０７…原子炉出力計算装置２０８…原子炉出力制御装置２０９…溶融塩循環ポンプ２１０…溶融塩循環流量測定装置２１１…溶融塩循環流量制御装置２１２…原子炉容器２１２…外部炉容器２１３…溶融塩ポンプ２１４…炉心２１５…中間熱交換器２１６…ガス注入装置２１７…注入ポンプ２１８…ガス溜２１９…ガス注入量制御装置２２０…ガス注入量測定装置２２１…壁２２２…壁２２３…壁２２４…小空間

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者森木保幸神奈川県川崎市川崎区浮島町２番１号株式会社東芝浜川崎工場内 (72)発明者山岡光明神奈川県川崎市川崎区浮島町２番１号株式会社東芝浜川崎工場内 (72)発明者藤田玲子神奈川県川崎市川崎区浮島町２番１号株式会社東芝浜川崎工場内

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】溶融塩を燃料とする円筒状の炉心と、前記炉心を包囲する反射体と、前記反射体を包囲すると共に、該反射体の外周部に所定
空間を形成するように配設された原子炉容器と、前記原子炉容器と前記炉心の円周部にある反射体との空
間に、複数の円筒部が配設され、且つ該各円筒部内に収
納される炉内装荷機器を構成するものであって、前記炉
心の炉心部出口から炉心部入口の間に炉心内の燃料が該
各炉内装荷機器毎に循環可能に配設された複数の主循環
ポンプ、複数の中間熱交換器、複数の核分裂生成物除去
装置と、前記炉心の上部に配設されている反射体の上部側に配設
され、上部開口部を閉鎖する上部蓋を有する中央円筒部
と、前記上部蓋を貫通して円周状に設置され前記炉心の出力
を制御する制御棒駆動機構と、前記原子炉容器内であって前記反射体との空間内であっ
て前記炉内装荷機器の外周部熱遮蔽層を兼ねた放射線遮
蔽体と、を具備した溶融塩炉。
【請求項２】前記原子炉容器の下部と前記炉内装荷機
器の上部に設けられた炉上部床からなる炉容器支持構造
と、前記原子炉容器内であって、前記放射線遮蔽体との
間に配設され、両者間のギャップを保持し該放射線遮蔽
体を一様に該囲ったガードベッセルと、から構成した請求項１に記載の溶融塩炉。
【請求項３】前記核分裂生成物除去装置は、溶融塩を
供給する循環流路を主循環ポンプより分岐して設けたこ
とを特徴とする請求項1に記載の溶融塩炉。
【請求項４】前記制御棒駆動機構は、出力運転時に燃
焼補償を行う炉運転棒と緊急時の炉停止棒を有し、前記
炉運転棒、前記炉停止棒の吸収材としてハフニウムを用
いたことを特徴とする請求項1に記載の溶融塩炉。
【請求項５】前記ガードベッセルは、通常の鋼製容器
で周囲を保温材で覆われ、内側に炉容器に形成されてい
る溶接線部を除き詰め物を保持したことを特徴とする請
求項２に記載の溶融塩炉。
【請求項６】ウランを回収する陰極には固体金属製の
陰極を用い、プルトニウム等の超ウラン元素を回収する
陰極には液体陰極を使用し、溶融塩中に浸漬した陽極と
陰極との間に電流を流して、溶融塩中に溶解しているウ
ランおよびプルトニウムを陰極で金属に還元することに
より他の核分裂生成物を分離すると共に、陰極に析出し
た金属の形でウランおよびプルトニウムを回収する再処
理装置を備えたことを特徴とする請求項１に記載の溶融
塩炉。
【請求項７】前記溶融塩は３５０℃〜１０００℃で溶
解し、陽極と陰極を浸漬して電流を流した際に前記溶融
塩を分解することのない安定に電解のできる電位の範囲
である電位窓が広いものであって、化学形態が塩化物、
フッ化物、水酸化物、炭酸塩、もしくは硝酸塩であるこ
とを特徴とする請求項１１に記載の溶融塩炉。
【請求項８】前記核分裂生成物除去装置は、前記炉心
の余剰反応度の燃焼変化を小さくするように、原子炉運
転中に核分裂生成物除去率を調整可能に構成したことを
特徴とする請求項１の溶融塩炉。
【請求項９】前記溶融塩の循環流量を変化できるよう
に構成し、前記原子炉の出力制御を、前記溶融塩の循環
流量を変化させて行うことを特徴とする請求項１に記載
の溶融塩炉。
【請求項１０】前記原子炉の出力制御を、溶融塩に注
入するガスの注入量を変化させて行うことを特徴とする
請求項１に記載の溶融塩炉。