JP2014013149A

JP2014013149A - ウラン・トリウムハイブリッドシステム

Info

Publication number: JP2014013149A
Application number: JP2012149711A
Authority: JP
Inventors: Mikiyasu Kinoshita; 木下幹康; Masaaki Furukawa; 古川雅章; Yasuo Hirose; 廣瀬保男; Yoshitaka Naito; 内藤俶孝
Original assignee: AIKON TECHNO CO Ltd; THORIUM TECH SOLUTION Inc
Current assignee: AIKON TECHNO CO Ltd; THORIUM TECH SOLUTION Inc
Priority date: 2012-07-03
Filing date: 2012-07-03
Publication date: 2014-01-23

Abstract

【課題】軽水型発電炉の使用済燃料を湿式処理して得られるプルトニウム及び高レベル核廃棄物は、原子力発電を進める上で大きな障害となる。
【解決手段】軽水炉使用済燃料を乾式フッ素処理して分離精製されるPu,MA及び高放射能FPのフッ化物をトリウム熔融塩に溶かしトリウム熔融塩炉で燃焼・消滅する。この熔融塩（例えばLiF-BeF_2-ThF₄）はPuF₃ の溶解度が高く十分なPu及びMAを溶かすことができる。トリウム熔融塩炉で発生するU233,MA及び高レベル廃棄物を乾式処理工程で低レベルFPと分離しトリウム熔融塩に溶かし、熔融塩炉に再投入する。トリウム熔融塩炉で発生した熱を水蒸気に変換し、タービンに送り発電させる。以上により、プルトニウム及び高レベル廃棄物を排出しないウラン・トリウムハイブリッドシステムを完結させ、課題を解決する。
【選択図】図1

Description

本発明は「軽水炉」、「使用済燃料乾式フッ素処理」と「トリウム熔融塩炉」を一体化した新しい原子力発電システムに関するものである。

従来の原子力発電システムでは、軽水炉使用済燃料を湿式処理して得られるプルトニウムは高速増殖炉の燃料とし高レベル核廃棄物は深地層処分する、というものであった。しかし、プルトニウムの蓄積は核拡散防止上好ましくなく、高レベル核廃棄物の蓄積は環境に悪影響する可能性がある。そこで、「湿式処理」ではなく電解還元を用いた「乾式処理法」の提案や、「液体核燃料を用いたプルトニウム消滅核反応炉」の提案が行われるとともに「高レベル核廃棄物の消滅処理」の研究がなされている。

特開2002―3326759（液体核燃料を用いたプルトニウム消滅核反応炉）特開2003−166094（電解還元装置及び方法）国際公開番号WO2004/036595（軽水炉使用済燃料の再処理方法及び装置）国際公開番号WO03/063178（使用済酸化物燃料の電解還元方法および乾式簡易再処理方法）

T.Inoue,H.Tanaka, "Recycleing of Actinides Produced in LWR and FBR Cycle by ApplingPyrometallurgical Process", Proc. Global ’97, Yokohama, Japan Oct. 5-10, 1997 原子力委員会、放射性廃棄物対策専門部会：「群分離・消滅処理技術研究開発長期計画」（1988年10月）

本発明では、軽水炉使用済燃料を乾式フッ素処理して抽出されるウラン（U）,プルトニウム（Pu）,マイナーアクチニド（MA）及び高放射能核分裂生成物（FP）をトリウム熔融塩炉で核変換・消滅処理するものである。トリウム熔融塩炉で生成したU233と残存しているPu、MA及び高放射能FPは再びトリウム熔融塩炉に戻る工程にする。トリウム熔融塩炉での核転換に伴い発生した大量の熱は発電用蒸気タービンの熱源にする。このことにより、Pu,MA及び高放射能FPを排出しない原子力発電システムを構築する。図1参照。

軽水炉使用済燃料を「乾式フッ素処理」してPu,MA及び高放射能FPをウランから分離してトリウム熔融塩炉で燃焼・消滅させる。軽水炉使用済燃料及び高レベル廃液中の長半減期核種の内の消滅対象核種を表１に示す。

トリウム熔融塩炉の使用済燃料を乾式処理し、生成しているU233,MA,高レベル廃棄物及び残留Puを含む熔融塩を作成し、トリウム熔融塩炉に再投入し、系統の外部に放出しないシステムを構築する。

このシステムでは、使用済燃料の再処理が多数回必要である。このためのコスト増を抑える必要がある。

軽水炉使用済燃料を乾式フッ素処理して分離精製されるPu,MA及び高放射能FPのフッ化物をLiF-BeF₂系などの熔融塩に溶かしトリウム熔融塩炉で燃焼・消滅する。この熔融塩（例えばLiF-BeF_2-ThF₄）はPuF₃の溶解度が高く十分なPu及びMAを溶かすことができる。この例の場合の溶解度は塩の温度550℃で1.21モル％、温度600℃で1.78モル％という測定値が得られている（C.J.Barton, "Solubility of Plutonium Trifluoride in
Fused-Alkari Fluoride-Beryllium Fluoride-Mixtures," J. of the American
Chemical Society, Vol.64,pp.306-309,March 1960）。上記報告書からPuとMA元素フッ化物の溶解挙動は同じと考えられる。また、希土類核分裂生成物の溶解度はPuF₃の溶解度の約1.5倍になるという記述もある。軽水発電炉１基から１年ごとに取り出されるプルトニウムの量は約300Kgで電気出力20万KWeの小型トリウム熔融塩炉１基で燃焼消滅できるプルトニウムの量は約150Kgであるから、２基の小型トリウム熔融塩炉を用いて１基の軽水発電炉で生成されるプルトニウムを燃焼消滅させることができる。Pu,MA及び高放射能FPの溶解度の大きい熔融塩を用いることにより、溶融塩炉の炉心体積を小さくすることができる。

トリウム熔融塩炉で発生するU233,MA及び高レベル廃棄物を乾式処理工程で低レベルFPと分離しフッ化物にし、トリウム熔融塩に溶かし炉に再投入する。原子番号90のThからは原子番号93以上のTRU核種やMA核種はほとんど生成されないので、何回使用済燃料を再投入してもTRU（超ウラン）やMA核種が増大することはない。但し、Sr-90とCs-137は半減期が約30年と長いのでリサイクルを繰り返すと蓄積し炉の放射線レベルが増大する恐れがあり、乾式処理した後同位体分離で取り除くシステムにする。

軽水発電炉に隣接して使用済み燃料乾式フッ素処理施設とトリウム溶融塩炉を結合したシステムを設置し、Pu, MA及び高放射能FPが外に放出されないシステムを構築する。使用済燃料をフッ素処理する方法は、純度の高いプルトニウム（爆弾用）を取り出すには適さないが、再処理費用が安価となる。また、使用済燃料の輸送が同一施設内であるので輸送費が大幅に軽減される。トリウム熔融塩炉で発生した熱は発電に利用でき、システムの全ての経費はこの電力の売却により賄うことができる。

新しい原子力発電システムでは軽水炉使用済み燃料を乾式フッ素処理するため、湿式処理（六ヶ所方式）に比べて、高純度（原爆用）プルトニウムを作りにくいが、低純度プルトニウムを遥かに容易に安価に取り出すことができる。またこのプルトニウム中の不純物は放射性核種であり、核不拡散のためにかえって有利である。このプルトニウム、MA及び高レベル廃棄物はフッ化物になっており、トリウム熔融塩に溶解し、トリウム熔融塩炉に装荷できる。トリウム熔融塩炉の使用済燃料は乾式フッ素処理され、再度トリウム熔融塩炉に装荷される。このことにより、それらがシステムの外に出ないコンパクトなシステムを構築することができる。また、トリウム熔融塩炉では、新たなTRUが発生することがほとんどないので、高レベル核廃棄物の処分量を小さくすることができる。以上により、核不拡散上有利で、高レベル廃棄物の環境に与える影響の小さい発電システムが構築される。さらに、熔融塩炉で発生するエネルギーは安価な電力として使用でき、運営管理の経済性が良いシステムが構築できる。

図1に、提案するウラン・トリウムハイブリッドシステムの工程の流れを示す。このシステムの主要部は「軽水炉」、「乾式フッ素処理工程」、「トリウム熔融塩炉」からなっている。「軽水炉」は既存の発電用軽水炉で炉型はPWRでもBWRでもよい。使用済燃料の処理は、軽水炉の使用済燃料に現在広く使用されている湿式再処理とは異なり、乾式フッ素処理による。この処理の結果、ウランと低レベルFPは取り除かれる。残ったアクチニド核種と高放射能FPをThF4と一緒に熔融塩炉に装荷する。熔融塩はPuF3の溶解度の高い、Lif-BeF₂-ThF₄-PuF₃でそれぞれのmol%は71.05,15.86,11.92,1.21が期待される。20万KWe初期装荷量は全重量を49.0ｔとすると、それぞれ13.7ｔ、5.5ｔ、27.7ｔ、2.1ｔとなる。20万KWe（45.5KWth）の熔融塩炉での発熱が、233U等Pu以外の核種による発熱の割合は小さいので、全てPuの核分裂によるとすると、1年間（300日）でのPuの消費量は約150Kgとなる。発電用軽水炉で1年間に生成されるPuの量は約300Kgとされるから、2基のトリウム熔融塩炉で1基の発電用軽水炉で生成されるプルトニウムを消滅できる。20万KWe（熱45.5万KW）の小型熔融塩発電炉の炉心構成は特願昭60−272165号の実施例参照。この参照炉心は15.5万KWe(熱35万KW)で平均出力密度は10KWth/literとされている。20万KWeの熔融塩炉の平均出力密度が10KWth/literとすると炉心容積は45.5K literとなる。但し、この参照炉の約4倍のPuF3の溶解度が期待できるので、中性子束レベルを同一とすれば出力密度は約4倍になり炉心容積は12Kliter程度に収まる。この炉で燃焼をすすめると炉内で核変換が起こり、超ウラン元素（TRU）は減少し残存Puも少なくなる。また、AmやCmなど長寿命のTRU核種も増大しない。即ち、原子番号90のThからは核反応により原子番号93以上のTRU核種やＭＡ核種はほとんど生成されない。問題となる核種は高放射能ＦＰ核種であるSr-90とCs-137で、これらは乾式処理工程の後で同位体分離して取り出し有効利用することとする。熔融塩炉で発生した熱は、熱交換器をとおして、水蒸気としてタービンに送られ発電に供される。以上により、ウラン発電用軽水炉とトリウム熔融塩炉をつなげることにより、プルトニウム・高レベル核廃棄物を排出しないシステムが構築できる。

1.Pu 生成量が少なく且つ外部に排出しないシステムであるので、核拡散の防止に役立つ。
2.高レベル廃棄物の発生量が少なく且つ外部に排出しないシステムであるので、廃棄物の環境に与えるインパクトが小さい核燃料サイクルが構築できる。
3.トリウムを核燃料として使用できるのでエネルギー源が豊かになる。
4.乾式再処理なので、再処理費が安くなる。また、ウラン発電炉の使用済燃料の輸送は同一敷地にある乾式再処理施設に送ればよく輸送費が大幅に少なくなる。

「軽水炉」から取り出された使用済み燃料は乾式フッ素処理され、ウランと低レベルFPは取り除かれ、低温気相凝縮分離及びフッ素塩電界分離によりPu, MA及び高放射能FPをフッ化物として抽出し、ThF₄を加えてトリウム溶融塩炉（LiF-BeF_2-ThF₄）に溶かし、「黒鉛減速熱中性子型トリウム溶融塩・核変換・消滅処理炉」に装荷する。トリウム溶融塩炉から取り出された使用済み燃料は乾式処理工程で処理され、アクチニド核種（U233,Pu,MA）とFPに分離され、アクチニド核種は再度トリウム溶融塩炉に戻される。低レベルFPは廃棄物として処分され、高レベルFP（とくにSr-90とCs-137）は同位体分離され、有効利用される。なお、トリウム溶融塩炉で発生した熱はタービンに送られ、発電に供される。

Claims

軽水炉使用済燃料に含まれるU,Pu,マイナーアクチニド（MA）及び高放射能FPをトリウム熔融塩炉で核変換・消滅処理し、更に残っているU233、Pu、MA及び高放射能FPをThF₄溶液とともにトリウム熔融塩に溶解し、再びトリウム熔融塩炉に戻し核変換することを繰り返すことにより、Pu ,MA及び高放射能FPを排出しない原子力発電システム構築の方法、
軽水炉、乾式フッ素処理施設及びトリウム熔融塩炉を同一敷地内に設置することにより、軽水炉使用済燃料の処理施設への輸送が容易になるとともに、トリウム熔融塩炉での核変換に伴い発生する熱で発電した電力を軽水炉、使用済燃料処理施設、トリウム熔融塩炉の維持管理に使用できるという特徴を利用した、維持管理費の安価なウラン・トリウムハイブリッドシステムを構築する方法、
軽水炉使用済燃料を乾式フッ素処理してできるPu、MA及び高放射能FPのフッ化物がトリウム溶融塩（例えばLiF- BeF_2-ThF₄）に良く溶けるという特性を利用しトリウム熔融塩炉で燃焼させPu、MA及び高放射能FPを消滅する方法、
トリウム熔融塩炉で発生するU233,MA、高レベル廃棄物及び残留Puが乾式処理工程で低レベルFPと分離でき同じトリウム塩（例えばLiF-BeF_2-ThF₄）に溶解するという特性を利用して再度トリウム熔融塩炉に戻し燃焼させPu,MA,及び高放射能FPを消滅する方法