JP2014534413A - 二対流体原子炉 - Google Patents

Abstract

本発見は、液体核燃料物質のための循環で原子炉を説明したものであり、第４世代の溶融塩原子炉のような同様のシステムとは対照的に、燃料サイクルを熱エネルギーの排出に同時には使用しない。冷却は、液体燃料のラインと緊密に熱接触して存在する、分岐した冷却サイクルによって、むしろ発生する。このようにして、液体燃料の有益性が十分に利用される一方、同時に冷却サイクルを最適化できる。これにより、安全装備を著しく単純化している。またこの原子炉は、最適化された中性子経済を有し、あわせて、その特有の寿命の長い核分裂生成物を不活性化させた状態にするため、放射性毒性のある廃棄物を貯蔵する必要があるのはごく短い期間である。中性子過剰によって、燃焼済みの核燃料要素に由来する更に寿命の長い放射性毒性のある保存物が、今日ある軽水炉に、不活性化するか医療用の放射性同位体を生成する。

Description

この発明は、液体燃料の循環による原子炉に関する。

事実上、現在ある全ての商業用原子炉は、熱、水冷、水減速、および固体核燃料要素により運転される。これらの原子炉は、かろうじて天然ウランの１％の燃焼度を持ち、濃縮工程および外部再処理工程が必要である。第４世代の概念でも核燃料要素を使用するため、今後も燃料サイクル産業を必要とする。ただ一つの例外は、液体形態の燃料を循環させて間隔を置いて精錬する、熔融塩炉（Ｍｏｌｔｅｎ−Ｓａｌｔ Ｒｅａｃｔｏｒ，ＭＳＲ）である。ＭＳＲの場合、液体燃料は同時に冷却材として使用されるが、これは原則的に以下に述べる利点を有する。

Ａ．循環する液体核燃料物質である熔融塩またはそのほかの形態の液体核燃料の利点は、直接炉心で連続的なリアルタイムの再処理ができるために停止時間が著しく削減されることである。放射性の核分裂生成物を連続的に抜くことができ、それにより、残留崩壊熱による事故は起こり得ない。炉心は既に溶けた状態で存在するため、炉心溶融による事故も起こり得ない。また、過熱状態の際や保守点検を行う際は、受動的な安全ヒューズがあるため炉心は放置できる。高い出力密度と効果的な再処理のためには、液体燃料の温度は可能な限り高くなければならない。

Ｂ．熔融塩や沸点の高いそのほかの形態の液体冷却材の高い沸点での冷却という利点により、炉心において常圧での運転が可能である。これは一方で、コンパクトな設計を可能にし、高価な原子炉圧力容器は問題にならない。この高い沸点の概念は、鉛冷却高速炉ＬＦＲ（ｌｅａｄ ｃｏｏｌｅｄ ｆａｓｔ ｒｅａｃｔｏｒ）およびナトリウム冷却高速炉ＳＦＲ（ｓｏｄｉｕｍ ｃｏｏｌｅｄ ｆａｓｔ ｒｅａｃｔｏｒ）の第４世代の概念においても実現されている。

液体燃料を冷却材として同時に使用することは、（Ａ）の利点も（Ｂ）の利点も確かにいくつか有するが、これらの利点を完全には網羅できていない。例えば、両方の条件を同時に最適な形で満たす材料は存在しない。基本的に、循環する材料は、高い燃料温度、優れた冷却性、そして熱容量の利用可能性という点から、妥協案として示された熔融塩に限定される。その結果、ＭＳＲということになる。ＭＳＲは、熱を使うものにおいても、最近提案されたヴァリアントにおいても、例えば水素生産や高い電力効率のためといったプロセス化学には十分に高い温度で高速中性子スペクトルを用いて動かされる。

燃料の再処理については以下の概念が存在する。

Ｃ．オフサイトでの再処理
ＰＵＲＥＸなどの通常の湿式化学処理技術であり、オフサイトで行われる。特徴は次の通りである。
・ 長年にわたる中間貯蔵を必要とする。さもなくば、高価な有機媒質が放射線分解によって崩壊される。
・ いくつかの元素については分離があまり正確ではない。
・ 常温でゆっくり反応する。
・ 廃棄の必要がある低中レベル放射性の使用済み助剤を大量に生じる。
こうした理由から、これらの処理はオンラインでの再処理には適さない。

Ｄ．オンサイトでの再処理
一体型高速炉（ＩＦＲ）は、要素を分離せずに核燃料物質から核分裂生成物の一部を除去するのに電解法を用いる。高速炉内の金属燃料要素の再臨界には十分なものである。
この処理は原子炉の敷地内では実施されるが、オンラインでは実施されない。

Ｅ．オンラインでの再処理
第４世代の概念を、実際に回分操作でのみ可能だとしているＭＳＲの再処理。そのために原子炉を減らして再処理システムに燃料を分ける必要がある。連続した再処理の実施と、冷却機能の同時実施は相容れない。動作不能時間を短くしておくには、再処理システムに何れにしても高い収容力が必要である。にもかかわらず、このように高温化学再処理施設は比較的規模が小さい。主な構成要素は気化したフッ化塩の蒸留設備で、ここで金属塩が沸点に届いた後に分離される。これはフッ化物が多い場合に確かに高く、その結果、追加でフッ素化が必要になり、フッ素化ののちに依然としてフッ化物が泥として残り、後で処分が必要になる。

ただし、別の燃料を処理中に、燃料をいくらか貯蔵する小型の緩衝器が再処理システムの前や後ろにあれば、回分操作での再処理は連続した燃料サイクルと基本的に両立可能である。

第４世代の概念を用いなければ、原子炉の運転を中断することなくオンラインでの再処理を実際に備えられるため、（Ａ）で言及した利点をすべて利用することが全く不可能になる。

さらに、オンラインでの再処理以外の場所に更に移動するほど、安定した長期稼働になくてはならない必要な反応度リザーブも高くなる。加えて、中性子経済を持続的に維持するには、新鮮な燃料の中に、中性子経済を著しく悪化さえさせる吸収体（可燃性の中性子毒）を加える必要がある。このことは、まさに加速器駆動システム（ＡＤＳ）で重要になる。反応度リザーブが高くなるほど、不足した中性子を生成するには加速器は大きい必要がある。

こうした理由から、小型の加速器を備えたＡＤＳシステムも見つからない。

より高い出力密度で接続した場合、熱エネルギーを通常の部分にある作動ガスに伝達する際にも新たな問題が生じる。従来の原子力発電所は、蒸気タービン回路内で間接式熱交換器が使用されるが、これは多くの場合は蒸気生成器の形態をとり、この生成器内で一次冷却材がその熱容量を放出する。同じことは超臨界二酸化炭素を二次冷却材とする第４世代の発電所にも該当する。問題は、原子炉の熱交換器が一般的に広い範囲を占める点である。従来の加圧水型原子炉では熱交換器がまだほとんど原子炉と同じくらいの大きさである一方、高性能原子炉では、ほぼ１０倍の大きさの間接式熱交換器が必要不可欠であろう。このため、製造原価が高くなり、該当する原子炉で高い採算性を見込める可能性は減少するだろう。

従って主要課題は、（Ａ）および（Ｂ）で言及した利点を完全に網羅するようなかたちで冷却される、液体燃料を基礎にする原子炉を見出すことである。２つ目の課題は、（Ｄ）で言及するように、原子炉の運転を中断させずに典型的なオンラインでの再処理を可能にすることである。３つ目の課題は、コンパクトな外部の中性子源を用いたＡＤＳ運転を可能にすることである。加えて、プロセス化学を可能にするため、また高い電力効率のためには高温が望ましい。４つ目の課題は、熱交換を最適化して製造原価を削減することである。

（１）２つの循環装置による課題の解決
本発明は、これらの課題を、燃料および冷却材が別々の循環装置で用いられることで解決する。本発明について、「二対流体原子炉」という表現を用い、またはＤＦＲを略語として用いて以下に示す。ＤＦＲは、高温で燃料サイクル内での作業をオンラインで実施できる、化学的な再処理施設を使用した運転が可能である。ＤＦＲはコンパクトな加速器を用いて未臨界でも運転可能である。

燃料から冷却機能を取り去ることにより、原子炉を前述の制限から解放する。今や、高温燃料のすべての利点（Ａ）と高い沸点をもつ冷却材の利点（Ｂ）の両方を網羅することができる。冷却材については燃料としての役割から生じる材料制限はこれ以上ないため、金属冷却を用いることができ、その結果、出力密度の高いＤＦＲを高温で運転可能になる。

これにより、原子炉の動作不能時間のない典型的なオンラインでの再処理に新たに高い効果をもって可能性を開く。そのほかの高温原子炉のように、より効率の高い電力も生産可能で、水素生産などにプロセスヒートを効果的に使用できる。液体金属冷却材の高い電荷担体密度により、電力生産のための電磁流体発電機の効果的な使用が直接一次循環か二次循環で可能になる。電磁流体ポンプは冷却材循環利用にも使用可能である。

液体燃料の循環速度は、今や、最大燃焼度、超ウラン元素の燃焼、（医療用）アイソトープ製造、核分裂可能な物質の増殖、または核分裂生成物の特殊な不活性化（核変換）などの、任意の原子核手段に合わせることが可能である。

液体金属冷却によるＤＦＲの運転は、小さな相互作用断面積で、全ての中性子誘発された核反応に対して生じる高速（強力）中性子スペクトルを結果として伴う。これには濃縮された（薄めていない）燃料を用いたコンパクトな合成が必要だが、再び高い出力密度を発生する。熔融塩燃料も、まさに液体金属冷却材も、優れた伝熱特性を持つため、出力密度の高い炉心での使用に特に適している。２つの液体を分ける材料は、十分な熱伝導度を持ち、かつ熔融塩および液体金属に対して耐腐食性を持つものでなければならない。熱原子炉における条件と比べ、高速中性子の捕獲断面積が小さいため、壁の構成素材についての同位元素は選択幅が広い。

適切な材料は、希少であるために高価な要素を含有するにしても、既に何十年も前に開発されている。定期的に交換される固体核燃料とは対照的に、ＤＦＲでは壁材は堅牢さを維持するため、それ自体希少な貴金属を、基本的に設備費用に影響することなく合金の追加物として使用できる。

ＤＦＲは、米国オークリッジ国立研究所でのＭＳＲＥ溶融塩原子炉実験中に考慮された「二流体原子炉」と混同してはならない。この研究所では、核分裂の際に生成されるトリウム塩とランタノイド塩の沸点が似ているという問題に対処するために、希薄化されたウラン２３３塩の循環以外に、トリウム増殖に炉心内部に広い管を通すことが考慮された。しかしながら、当時は熱中性子スペクトルに適した原料が見つからなかったため、これは実施されなかった。

（２）ＤＦＲの典型的なオンラインでの再処理
本発明は、燃料サイクルと特に効果的に結合可能な乾いた高温試料への改良手段の適用を可能にするものである。そのため、基本的に化学的なプロセス技術の全分離工程が問題となり、とりわけ熱特性に基づく分離（蒸留、精留）、密度差に基づく分離（遠心分離）、ならびに化学構造および電気移動度に基づく分離（電気精錬）がこれにあたる。

イオン結合特性のために、燃え尽きた燃料は放射線分解に対して抵抗力があり、それ自体、高温での物理化学の分離工程に直接適している。このような２つの手段は既に実証済みである。ＩＦＲ（Ｄ参照）の熔融塩電解法およびＭＳＲ（Ｅ参照）の高温蒸留がそれにあたる。何れもＤＦＲで使用可能である。オンラインでの再処理が連続して行われるため、そのような高温化学施設をたとえ容量が小さくてもＤＦＲに設計することが必要である。簡易タイプでは、核分裂生成物混和物を除去することで燃料塩を洗浄するために電気分解を用いることができる。

特殊な核変換の適用には、分留される蒸留／精留が達成できる厳密な分離工程が必要で、ＭＳＲ法を超える。

フッ化物は今なおかなりの減速材特性を持つため、中性子スペクトルを弱くし、中性子経済を悪化する。この特性と、関係する多くの金属塩の高い沸点が、フッ化物を不適切なものにする。より高いハロゲンは、両方の特性に関して、より適切である。燃え尽きた燃料が混和した金属では塩化物の沸点は十分に低いため、専ら様々な沸点に基づき、分留される蒸留によって分離が可能になる。

（３）二対流体ＡＤＳシステム
典型的なオンラインでの再処理により、ＤＦＲは加速器駆動システム（ＡＤＳ）の重要な候補となる。中性子毒は絶えず除去されるため、原子炉は臨界の０．１％下までで運転できる。炉心内の標的に放射線を照射した小型のイオン加速器は、そこで十分に高い中性子割合を生み、システムを臨界状態にすることができる。このように、高速遮断の可能性があれば、ＤＦＲを加速器から操作するのは十分可能である。

（４）直接接触熱交換器
出力密度および運転温度が高い原子炉の熱除去の際に、確かに運転温度は非常に高いが、ガスタービンの使用が有益である一方で蒸気タービンの使用は超臨界水を用いてさえ達成見込みを無駄にするだろうという問題が特に生じる。これについて、二対流体原子炉（ＤＦＲ）は非常に高い出力密度を持つため、流体金属が一次冷却材として最も高い伝熱能力を持ち、他方でタービン循環におけるガス媒体の伝熱能力は最も低い。ここから、間接式熱交換器は炉心の容積部よりも大きい容積部を持ちうるという結論を導くことができ、またそれによって熱交換器のコストが建設費の大部分を占めると予想される。

そのため、製造コストを明確に下げるには、直接接触熱交換器を使用するのが有利である。直接接触熱交換器はこれまでは主に空気調整および湿式冷却水に使用されている。直接接触とは、１つ目と２つ目の熱伝導媒体の間に内壁が存在しないということである。このときに水滴と空気との間で熱エネルギーが概ね伝えられるが、基本的に空気はこのとき通常の状態である。

（５）直接接触熱交換器の機能性
直接接触熱交換器においては、本発明では、ターボ圧縮機から高圧ガス流に混和室内の液体金属冷却材が噴霧飛沫として注入されるため、結果として生じる広い直接接触面によってガスが少ない容積部で熱せられる。タービンの前には遠心力の原則を用いて液体金属を高圧ガス流から分離するための分離装置がある。

二対流体原子炉（ＤＦＲ）での直接接触熱交換器の使用は、原子炉の経済性を著しく高めることになるため、有益である。こうした目的からすると、ここに説明する直接接触熱交換器は、第４世代のほかの炉型の原子炉にも当てはまる。ＬＦＲでの使用は、原則的に運転温度の高温化が達成される場合、有益である。この技術の現在の状態のもとでは、コストの観点から構成要素および燃焼要素として鋼を使用する必要があるため、ＬＦＲの運転温度はなお７００°Ｃ未満に制限される。ＶＨＴＲ（ｖｅｒｙ ｈｉｇｈ ｔｅｍｐｅｒａｔｕｒｅ ｒｅａｃｔｏｒ）での使用についても、溶融塩を冷却材として使用するのであれば可能である。ここでも使用は考えうる。ただし、ナトリウム冷却炉（ＳＦＲ）では、温度が非常に低い場合にナトリウムの沸点が低いことから、ガスタービンを使用する意味がない。

ＤＦＲの炉心 燃料ラインの実現可能な形態 ＤＦＲの全体配電図

図１は炉心の好ましい実装について、図２では燃料ラインを幾つかの形態で、図３では全体配電図を冷却サイクルおよび燃料サイクルと併せてそれぞれ図で示した。

（１）炉心
図１で示した炉心は、冷却材で充填される炉心容器（１）と燃料ライン（７）から成り、これらを通って液体燃料がポンプで送られる。燃料ライン（７）は、炉心容積部（４）ができる限りコンパクトに充填されると同時に冷却材がなお十分かつ一様に熱エネルギーを燃料管から除去できるような形態となっている。

図２は燃料ライン（７）のいくつかの可能な設計を示した平面図である。最も簡単に製造すると、（７ａ）で示すようなラインになる。ＡＤＳシステムについては、中間平面で異なる形態（７ｂ）であり、粒子線（１０）を外部加速器から炉心の中心に向かうビームガイド（１１）を介して中性子を生産する目標（１２）に向けることが可能である。外部加速器が無い場合も、活性中の中性子源を目標（１２）の代わりに用いることができる。燃料ラインも、（７ｃ）に示すように、円筒状の容器設計が可能な螺旋状にすることができる。

ここに示した好ましい実施においては、温度が１０００°Ｃで常圧のときに循環する液体鉛を冷却材として使用している。

熱交換器（２２）から流れてくる鉛の温度は低い。これに基づき、炉心容積部（４）は、十分に熱伝導する分離壁（３ａ）で囲まれている。この分離壁（３ａ）と炉心容器（１）の外壁との間には追加の容積部として反射体容積部（３）がある。黒点（２）に流れ込む「冷たい」鉛は、はじめのうちは反射体容積部（３）の中を下に向かって流れ、分離壁（３ａ）で熱伝導によって温められる。そこで中性子の反射体としても働き、中性子損失を減少させる。下で、先に温められて炉心容積部（４）に移動する。そこから上に向かって移動する間に、熱エネルギーが燃料ライン（７）の壁から入り、より高い温度で上端（５）から炉心容器を離れる。

ここに示した好ましい実施においては、温度が１０００°Ｃで常圧のときに循環する液体の塩を燃料として使用している。液体燃料はこのラインを介して下（８）から炉心容積部（４）に直接流れ込む。炉心容積部内の高い中性子流が、対応する数だけを、燃料内にあるアクチノイドの核分裂プロセスで活性化させる。核分裂エネルギーは、管壁を介して冷却材に熱エネルギーを伝達する燃料を加熱する。核分裂プロセスでは、さらに高速の中性子が受分に高い割合で放出され、炉心容積部内部で核連鎖反応を起こし続ける。液体燃料が長いラインを通って長い時間移動している間、非常に多くのアクチノイドが核分裂されるため、液体燃料は、上部出口（９）から炉心容積部（４）を離れる際、化学組成が変化された状態で、高温化学処理装置（ｐｙｒｏｃｈｅｍｉｃａｌ ｐｒｏｃｅｓｓｉｎｇ ｕｎｉｔ，ＰＰＵ）（２８）に導かれる。

（２）冷却サイクルと燃料サイクル
図３で示すのは、外部構成、冷却サイクルおよび燃料サイクルである。

原子炉内には、燃料ラインまたは燃料サイクルとしても示される最初のライン、ポンプ２本（３０、３４）、高温化学処理装置（２８）、前部緩衝器容積部（２７）、後部緩衝器容積部（２９）、冷却済み安全ヒューズ（３２）、液体核燃料物質の未臨界貯蔵タンク３槽（３３）およびマルチポートバルブ（３１、３５）が含まれ、前述の最初のラインは入口（８）を介して炉心容器（１）に入り、核燃料物質ライン（７）に炉心容積部（４）を介して流入し、出口（９）から炉心容器を再び離れる。冷却材ラインまたは冷却サイクルとしても示される２つ目のラインには、ポンプ１本（２４）、マルチポートバルブ（２３）、冷却材一時保管装置（２６）および熱交換器（２２）が含まれ、そこでは上述の２つ目のラインが少なくとも入口（２）を介して炉心容器（１）に入り、熱伝導する分離壁（３ａ）と炉心容器（１）の外壁との間を反射体容積部（３）更には炉心容積部（４）を介して核燃料物質ラインが螺旋状に（７）通され、出口（５）から炉心容器（１）を再度離れる。

過熱された液体鉛が原子炉を離れてから、熱交換器（２２）に移動した。エネルギー需要に依存して、一部の熱エネルギーが電力生産のためやプロセスヒートとしてそこから取られる。鉛は低温で熱交換器を離れ、マルチポートバルブ（２３）を通過後に炉心内部にポンプで還流する。保守点検では、液体鉛は原子炉容器（２４）の下端でもバルブ（６）を介して冷却材一時保管装置（２６）に送ることができ、そこからマルチポートバルブ（２３）の下端を通って再び炉心容器にポンプで送ることが可能である。

熱交換器（２２）として、本発明の好ましい実施形態において、直接接触熱交換器が使用される。また、ガスタービン内の直接接触熱交換器は燃焼室の場所にあり、その際に、液体冷却材、とりわけ液体金属、特に好ましい鉛の噴霧による熱伝達が、流体力学的に形成されたチャンバー内のターボ圧縮機からガス流内に発生し、その後、接続された遠心分離機で滴が分離され、熱せられたガスがタービン内に流入する。

好ましい実施形態において、原子炉から流れて来る液体金属流の速度はプールで減速されるため、噴射ポンプの作業速度は混和室への一様の輸送のために調整される。混和室にはノズルが装備されており、このノズルが、噴射ポンプにより高圧下の状態にある液体金属を、滴の状態から霧雨のような必要なサイズにして高圧ガス流の中に噴霧する。部分負荷運転では、通常のノズルの接続状態をなくすことができ、液滴のサイズをノズル内にある円錐型の様々なリーマーによって変更できる。このようにすると、液滴の量も多くなるため、ガスフローが減速された際に遠心分離機の分離効果を維持することが可能である。混和室は、合同の横断面図にあり、後続の分離器の流入口の近くにある。液体金属はまた、とりわけ鉛の場合、噴射ポンプ内で潤滑剤として役立つ。鉛は本発明に従い、好ましい冷却材である。

混和室には分離器が接続され、熱せられたガスはそこで金属滴から分離される。ガスは高圧では速い流速で動くため、その際に遠心力の原則に基づいた、サイクロンセパレータや渦巻き管のような分離器によって提供される。高い分離率を達成するには、段階を作り、複数ユニットとして仕上げることができる。洗浄されたガスは、その後、エネルギーフローにおける内部エネルギーの変換のためにノズルを介してタービン内に入る。

サイクロン段階の段階設定は、直前の段階の直径の大きいほうのサイクロンに、直径が小さいために遠心力がより大きい複数のサイクロンが続き、その結果ガス流が小さいほうのサイクロンの適切な数によって分けられる、というように行われる。この方法で、いつでも小さな液滴を分離できる。

サイクロンからは、分離された液体金属が、ガスタービンの領域の高い圧力を常圧に変圧するのにも同時に役立つ歯車式排出機構を介して集積容器に排出される。集積容器からは液体金属がポンプで炉心内に輸送される。実現可能な出来上がったコンパクトな配列により、集積プールは噴射ポンプの取り出しプールと直に接することが可能で、また機械的に除去できる分離壁の備わったプールを建設でき、その結果、非常時（停電）に分離壁を自動的に除去でき、復旧した流体金属循環の当然の対流が可能になる。

先述した、滴の熱交換のプロセス、分離のプロセス、および集積容器内への金属の排出のプロセスがそのように機能するとき、滴は、その金属の融点より低くなるまで冷却されて固まっている。その後、ただ集積容器の中で「往き加熱」が、熱い金属流を使った「戻り加熱」を介するなどして実施され、金属粒子が溶融する。

ガスは流体金属に対して化学的に十分に不活性状態でなければならず、その結果、安定した化学結合は両方から生じない。このため、多くの金属にとって、窒素がガスとして十分である。当然ながら、ガスタービンは、ガス分子の内部自由度はエネルギーを吸収しないため、単原子ガスの使用が重要な断熱指数によって効率を上げる熱力学のジュール／ブレイトンサイクルに従って作動する。

そのため高温原子炉ではヘリウムが使用されるのが好ましいが、ヘリウムが好ましいのもその中性子特性のためである。また、ヘリウムは熱伝導度がアルゴンなどに比べて約３倍の高く、これが必要不可欠な熱交換面を半分にする。説明した大きい寸法で且つそのために材料消費につながる間接式熱交換器においては、ヘリウムの使用がアルゴンよりも費用がかからないと言える。しかしながら、本発見に従って使用された間接式熱交換器では、このことは重要ではない。またアルゴンはヘリウムに比べてかなり安価である。このように、材料消費およびそれに伴う建設費用を徹底的に削減でき、また安価なアルゴンを使用でき、全体費用のかなりの削減になる。ここに示した、鉛を冷却材として用いるＤＦＲの実施において、鉛とアルゴンの好ましい組合せが生まれる。

タービンの前での分離は、通常、十分に可能ではない。既に現代のガスタービンは、非常に負荷に耐えうる材質でできており、硫酸および粉塵をうまく処理する。効率上昇のための最新の開発では、直接の微粉炭燃焼を行う直接発電用タービンになり、この場合、タービンが大量の灰を処理する必要がある。これについて比較すると、ガスの温度がタービンより低く、また鉛の溶融温度より高いため、鉛滴は問題が少ない。当然ながら、ロータおよびステータの羽で沈殿する鉛も、ガス流に関して、鉛を振り落すことで生じる羽一枚一枚の振動運動が発生するという不均衡を生む。これは特にターボ圧縮機にも当てはまる。ガス流内に残る鉛滴は、廃熱が作動ガスを放出する廃熱交換器において最も遅く凍結分離するだろう。鉛は優れた熱伝導度を有するため、定期的な保守が必要なゆっくりした目詰まりになるまで廃熱交換器の機能は殆ど妨げられない。この間隔を延ばすには、廃熱交換器の直前またはそれと組み合わせて建設し、ラメラセパレータ、衝突分離器およびデミスタのような、既にかなり遅くなったガス流に作用する分離装置を設置することが有益である。

炉心を離れる（９）液体燃料は、差し当たって全部緩衝器（２７）で収集される。そこから、ＰＰＵ（２８）で処理すべき量が送られる。そこで処理された大量の燃料が、後部緩衝器（２９）で集められ、そこからマルチポートバルブ（３１）、そして炉心の下側にある入口（８）を通って炉心容積部（４）にポンプで（３０）戻される。緩衝器（２７）（２９）には、原子炉およびＰＰＵ（２８）内の一時的な様々な通過率を補償するという役割があり、同じ目的のために未臨界の貯蔵タンク（３３）もサイクル内に入れることができる。このことは、電気精錬のような回分技術が用いられる場合に特に不可欠になる。全部緩衝器（２７）は、希ガスの燃料の洗浄にも使用できる。

ＡＤＳ運転において、ＰＰＵ（２８）の燃料混合はかろうじて臨界限界の下で維持されるため、再度炉心を臨界状態にしておくには、加速器中性子源から総中性子流の千分の一を準備する必要があるだけである。小型の加速器は、この方法で、高エネルギーの加速器の替わりに破砕中性子源で間に合わせる。

保守点検や故障時のために、未臨界の燃料貯蔵装置（３３）が備えられている。これは多くのタンクから成り、各々のタンクが、かなりの程度で未臨界状態にある大量の液体燃料を収容する。これらのタンクは、原子炉容器（３２）の底にある開いた安全ヒューズによって、あるいはポンプ（３０）によって後部緩衝器（２９）からマルチポートバルブ（３１）によって、充填することができる。

有効に冷却された安全ヒューズ（３２）は、オークリッジ研究所にあるＭＳＲＥでも使用されているように、ここでもシステムの通常の停止に使用できる。これは基本的に継続的な熱放出で冷却されるパイプが１本である。熔融塩燃料の本質的ではない熱伝導度が原因で、炉心容積部（４）内で生産される熱エネルギーは安全ヒューズ（３２）にまでも広がる。

継続的な熱放出は、炉心容積部（４）で温度が１０００°Ｃであるとき、塩がそこですぐには溶解しないように調整される。より温度が高い場合や停電の場合、熔融塩によって導かれた熱エネルギーがヒューズ内の塩を溶融物にするため、ヒューズが開いて未臨界のタンク（３３）の燃料が流れ出る。そこから、さらにマルチポートバルブ（３５）によって再度全部緩衝器（２７）または後部緩衝器（２９）にポンプで送ることができる。熔融塩燃料は増殖可能かつ核分裂可能なアクチノイド塩に由来する混合物である。２３８Ｕ／２３９Ｐｕまたは２３２Ｔｈ／２３３Ｕが混合物になりうる。ウラン／プルトニウムサイクルでは、原子炉はプルトニウムからの最初の量を必要とする（あるいは、Ｐｕが利用できない場合、高濃縮２３５Ｕの使用も可能）。このプルトニウムの配分割合は、表面で様々な中性子損失があることから、炉心の大きさに依存する。最大のプルトニウム配分は３５％で、これは使用可能な最も小型の建設の場合に必要な割合であり、より規模の大きな設計ではプルトニウム配分はより小さくて済む。残りは２３８Ｕ塩から成る。塩としては、適切な温度範囲によって液体であることから、ここではＵＣｌ３およびＰｕＣｌ３などのトリクロリドが好ましい。寿命の長い放射性同位体３６Ｃｌを次に生成する、最もよくある同位元素３５Ｃｌにおいて捕獲による中性子損失を防ぐには、ここでは高度に純粋な３７Ｃｌを使用する必要がある。

（３）負の温度係数
ＰＰＵ（２８）は、原子炉の内部において望ましい温度１０００°Ｃで臨界状態にある燃料混合を作る。主に３つの効果があり、温度上昇の際にこれらが中性子流を弱めることで核分裂率の負の戻りカップリングの原因となるものである。
・ 中性子捕獲面における共鳴のドップラー広がりは、肉眼で分かる捕獲断面積を広くする。
・ 熔融塩燃料の密度現象は、核分裂可能な核種の濃縮を弱める。
・ 液体鉛の密度現象は、中性子反射する鉛原子核の濃縮を弱める。

原子核の閉殻により原子量が高いことと安定した同位元素が多いことから、鉛は、中性子捕獲のためには減速材が低質で反射相互作用断面積が小さいだけの重要な中性子反射体である。これらの効果が一緒になって、高速中性子スペクトルにおいてかなりの程度の負の温度係数をもたらす。これは、はるかに高い中性子捕獲断面をもつ液体ナトリウムとは正反対で、より強力に加減をし、より少なく反射するため、正の温度係数を持つなど、温度上昇を伴ってより高い中性子流をもたらす。それ以外の結果は、ナトリウム冷却とは対照的に、単に鉛の活性化が低いことが中間の冷却循環を不要とするということである。

（４）原子炉の起動
起動時、システムは燃料および鉛が液体になるまで事前にあたためられる。同時に安全ヒューズ（３２）冷却のスイッチが入れられる。未臨界の貯蔵タンク（３３）からは燃料塩が炉心容積部（４）にポンプで送られる。例えば液体燃料が原子炉の下端にあるＴ部によって、安全ヒューズ（３２）内に分岐し、そこで凍結して安全ヒューズを閉じる。炉心容積部（４）では燃料が臨界状態になる。

これで原子炉が上述の物理学的な制御回路によって運転される。はじめは分裂率および対応するエネルギー生産はごく僅かである。冷却材ポンプ（２４）のスイッチを入れると鉛循環が始動する。熱交換器（２２）での熱放出（これは当然ながらそこで熱エネルギーを放出する状態でなければならない）により、炉心内の温度が下がる。定格温度に到達して落ち着くまで、制御回路が原子炉を臨界状態にさせる。このプロセスは、原子炉の定格能力に達するまで何度も繰り返されうる。逆に、鉛循環が遅くなる場合（エラー機能の場合も）、炉心内の温度が上昇するため、再度定格温度に達するまで未臨界状態になって僅かに熱エネルギーが生成される。このようにして、原子炉内の分裂率は常にエネルギーに伴うものとなっている。

平衡温度（定格温度）は、燃料塩内の核分裂可能な材料の配分量（ここではＰｕの配分量）によって特定される。ＰＰＵ（２８）では、燃料に応じて混合される。

（５）原子炉の停止
通常のシャットダウンでは、鉛循環および安全ヒューズの冷却（３２）が停止するため、未臨界状態のタンクに熔融塩燃料が流れ出る（３３）。同様のことは停電の際にも設備全体にあてはまる。エラー機能またはサボタージュのようななんらかの理由によって、ＰＰＵから、高すぎる配分の核分裂可能材料が燃料に混合される場合、定格温度が同様に上昇するため、安全ヒューズが再びホールド状態になる。

ただし首尾一貫して、通常の緊急停止との間で差はない。

（６）事故の可能性
ＰＰＵ（２８）は連続的に核分裂生成物を燃料塩から除去し、２３８Ｕなどの増殖可能な材料と交換する。循環中に僅かに炉心内で新たに生じる核分裂生成物の残留崩壊熱は、未臨界の貯蔵タンク（３３）から容易に排出できる。結論：停電、冷却材損失、臨界事故および崩壊熱事故のような全ての有名な典型的な危険な原子炉事故にとって、ＤＦＲは、通常のシャットダウンの場合と同様、適切に作動する。

（７）中性子過剰の利用
ウラン・プルトニウムサイクルを使用する際に、プルトニウムの核分裂によって中性子過剰が多く生成される。２３８Ｕに由来する増殖による２３９Ｐｕの生産のあとでも、常により中性子過剰数は依然として大きいままである。単に２３８Ｕが燃料内に混入される場合、この中性子過剰は追加プルトニウムということになる。
変換率は１より大きく、原子炉は増殖モードで動く。

中性子過剰はほかの核変換プロセスでも使用可能で、例えば寿命の長い核分裂生成物がＰＰＵ（２８）から燃料内に混合される。なぜなら、核変換の後も、それ自身生成される寿命の長い核分裂生成物がまだかなり多く、燃焼された燃料要素に由来する寿命の長い核分裂生成物の核変換のためにほかの（現代の）原子炉に使用できる、中性子過剰のままであるためである。ただ中性子過剰がほかの方法で使用される場合は原子炉が自己燃焼器として働き、つまり変換率は同様に１である。

代替として、中性子過剰を調整するために、ＰＰＵ（２８）はトリウムまたは内部材料を混ぜることができる。

トリウム・ウラン燃料サイクルでの２３３Ｕの核分裂の場合の中性子獲得は、ウラン・プルトニウムサイクルでの２３９Ｐｕの核分裂の場合よりかなり低い。ＤＦＲを、トリウム・ウラン増殖器として高速中性子を用い、かろうじて１を超える変換率で動かすことは可能である。自己生成された寿命の長い核分裂生成物の核変換が可能であることがある。そのためには、ＰＰＵ（２８）は、２３３Ｕに関して崩壊するまで、２３３Ｐａを分離および中間貯蔵する必要がある。ＰＰＵは、ウラン・プルトニウムからトリウム・ウラン・サイクルへの移行を継続的に発展させられる。

燃料塩の核分裂可能材料には、燃焼済みの燃料要素の超ウラン元素も混ぜられる。核分裂生成物の核変換の場合のように、ＰＰＵ（２８）は燃焼済み燃料要素のペレットに由来する塩化物塩を、沸点に従って科学的要素を分離することによって処理する。その後、ＰＰＵ（２８）は希望するアクチノイドに由来する燃料塩を、炉心内の臨界条件が満たされるように混ぜる。このようにして、天然ウラン、濃縮ウラン、いわゆる核廃棄物およびトリウムは燃料源として使用できる。

（８）そのほかの実施形態
冷却材として鉛を選択する理由は、減速が少ない場合に中性子吸収が少ないこと、また優れた中性子反射特性があり、熱特性があることである。亜鉛や複合された合金などのほかの素材は、較正材料に腐食特性をもたらすことがあり、また場合によっては熱特性および中性子特性が悪いことがある。

ここでは最適の条件がなければならない。

リチウムといった原子核量の低い冷却材や、減速された反射体を持つ冷却材を選択することにより、中性子スペクトルはより穏やかになり、ＤＦＲは熱性および熱外になる。それにより、流動的な使用に非常に適した、非常に小さく性能の低いＤＦＲが構築される。ただし、中性子経済も悪化し、変換率が１より小さくなり、核変換能力が失われる。

サイクル下では、開いたサイクルになり、燃料がたった一度の通過の後に炉心領域（４）を通って未臨界状態のタンク（３３）に溜められる。燃料の処理はその後、オフラインまたはオフサイトで実施できる。このヴァリアントも、ＰＰＵの廃止によって振動への反応を弱く抑えるため、流動的な使用に有益である。中性子スペクトルがより穏やかな反射体容積部（３）では、核分裂ではなく核変換ラインを通すことができる。これは、ＰＰＵ（２８）によって分離された生産物として、または十分に分離されて、導入できる。幾つかの物質での核変換は、共鳴捕獲によってそこで炉心容積部（４）よりはるかに高くすることができる。

液体燃料は、運転温度で液体合金の形態にもできる。溶融塩に対して本質的に多角された熱伝導度および低い腐食性によって、出力密度も運転温度もさらに上昇し、それとともにＤＦＲ概念の限界が除外される。燃料混合においていくつかのアクチノイドが高い溶融温度であるため、融点が低く十分に有益な中性子分離をもつ適切な金属の混合によって、少なくとも固相線温度を著しく下げることが必要である。発生する多成分系合金は、必然的に共晶である。液体温度が運転温度を超えている場合も、この泥段階の混合物は十分にポンプ送りが可能である。適切な混合金属は、半田付けの際のような鉛、ビスマス、および必要なら亜鉛であり、これらは燃料合金の約７５ｍｏｌ−％まで処理可能である。

これらの有益性の代価は、ＰＰＵでの燃料処理の際に費用が高くなることである。また、２つの更なる処理段階、つまり合金の溶融塩への変換と、金属内の分離された塩の電気分解等を用いた再変換がある。その際、高温化学の分離処理もすでに燃料合金に用いられることがあり、ただこの方法でこれ以上は分離できない溶融塩内残存物は、ほかの処理が実施される必要がある。このように、亜鉛、ビス蒸すおよび沸点の低い核分裂生成物は、金属溶融物の蒸留によって処理され、後に残った泥は円としてさらに処理する必要がある。

１ 原子炉容器
２ 鉛流入口
３ 反射体容積部
３ａ 分離壁
４ 炉心容積部
５ 鉛流出口
６ 鉛排出弁
７ 燃料ライン
７ａ 燃料ラインの通常平面図
７ｂ 燃料ラインの放射線平面図
７ｃ 燃料ラインの螺旋部ヴァリアント
８ 燃料流入口
９ 燃料流出口
１０ 粒子線
１１ 粒子線ガイド
１２ 中性子生産ターゲットまたは源
２２ 熱交換器
２３ 鉛用の弁
２４ 鉛ポンプ
２６ 鉛貯蔵タンク
２７ 燃料用の前部緩衝器
２８ 高温化学処理装置（ＰＰＵ）
２９ 燃料用の後部緩衝器
３０ 燃料ポンプ
３１ 燃料取入れ弁
３２ 安全ヒューズ
３３ 未臨界燃料タンク
３４ 燃料回収用ポンプ
３５ 燃料回収用弁

Ａ．循環する液体核燃料の利点
熔融塩またはそのほかの形態の液体燃料は、直接炉心で連続的なリアルタイムの再処理を可能として、停止時間を著しく低減している。放射性の核分裂生成物を連続的に抜くことができ、それにより、残留崩壊熱による事故は起こり得ない。炉心は既に溶けた状態で存在するため、炉心溶融による事故も起こり得ない。また、過熱状態の際や保守点検を行う際は、受動的な安全ヒューズを通して炉心から排出することができる。高い出力密度と効果的な再処理のためには、液体燃料の温度は可能な限り高くなければならない。

Ｂ．沸点の高い液体冷却材の利点
熔融塩や沸点の高いそのほかの形態の液体冷却材により、炉心において常圧での運転が可能である。これは一方で、コンパクトな設計を可能にし、高価な原子炉圧力容器を不要とする。この高い沸点の方式は、鉛冷却高速炉ＬＦＲ（ｌｅａｄ ｃｏｏｌｅｄ ｆａｓｔ ｒｅａｃｔｏｒ）およびナトリウム冷却高速炉ＳＦＲ（ｓｏｄｉｕｍ ｃｏｏｌｅｄ ｆａｓｔ ｒｅａｃｔｏｒ）の第４世代の方式においても実現されている。

液体燃料を冷却材として同時に使用することは、（Ａ）の利点も（Ｂ）の利点も確かにいくつか有するが、これらの利点を完全には網羅できていない。例えば、両方の条件を同時に最適な形で満たす材料は存在しない。基本的に、循環する材料は、高い燃料温度、優れた冷却性、そして許容可能な熱容量という点の妥協案である熔融塩に限定される。その結果、ＭＳＲということになる。ＭＳＲは、熱を使うものにおいても、最近提案された高速中性子スペクトルによるヴァリアントにおいても、例えば水素生産や高い電力効率のためといったプロセス化学に対して十分に高い温度で動かすことができない。

燃料の再処理については以下の方式が存在する。

Ｃ．オフサイトでの再処理
ＰＵＲＥＸやそれから導き出される方式などの通常の湿式化学処理技術は、オフサイトで行われる。特徴は次の通りである。
・ 長年にわたる中間貯蔵を必要とする。さもなくば、高価な有機媒質が放射線分解によって速く崩壊される。
・ いくつかの元素については分離があまり正確ではない。
・ 常温でゆっくり反応する。
・ 廃棄の必要がある低中レベル放射性の使用済み補助剤が大量に生じる。
こうした理由から、これらの処理はオンラインでの再処理には適さない。

Ｄ．オンサイトでの再処理
一体型高速炉（ＩＦＲ）は、元素を分離せずに核燃料物質から核分裂生成物の一部を除去するのに電解法を用いる。高速炉内の金属燃料元素の再臨界には十分なものである。
この処理は原子炉の敷地内では実施されるが、オンラインでは実施されない。

Claims (18)

1. 原子炉容器での液体燃料の連続的な供給及び排出用の第一のラインを備え、この燃料ラインが原子炉容器を通って延びている原子炉において、
   液体冷却材用の第二のラインが配備され、この冷却材が、第二のラインから一つの入口を通って、この原子炉容器に流入して、第一のラインの周囲を洗いながら進んで、一つの出口を通って原子炉容器から再び出て行くことを特徴とする原子炉。
2. 請求項１に記載の原子炉において、
   当該の液体核燃料用の第一のラインが、液体核燃料を移送するための少なくとも一つのポンプと、更に、少なくとも一つの高温化学処理ユニット、少なくとも一つの緩衝容積部、一つの冷却された溶融物安全部、液体核燃料を貯蔵及び供給するための少なくとも一つの容積部及び液体核燃料を制御するための少なくとも一つの弁とを備えており、
   当該の液体冷却材用の第二のラインが、更に、液体冷却材を移送するための少なくとも一つのポンプ、液体冷却材を制御するための少なくとも一つの弁及び液体冷却材を貯蔵、供給又は容積調整するための少なくとも一つの容積部を備えており、
   この原子炉が、任意選択により未臨界システムとして動作させることができ、
   この原子炉の構成が、更に、ＭＨＤ発電機の使用を可能としている、
   原子炉。
3. 請求項１又は２に記載の原子炉において、
   液体核燃料として、液体塩が使用される原子炉。
4. 請求項１から３までのいずれか一つに記載の原子炉において、
   液体核燃料物質として、ハロゲン化物が使用される原子炉。
5. 請求項１から４までのいずれか一つに記載の原子炉において、
   液体核燃料として、塩化物が使用される原子炉。
6. 請求項１又は２に記載の原子炉において、
   液体核燃料として、アクチニドを含む金属溶融物が使用される原子炉。
7. 請求項６に記載の原子炉において、
   当該の金属溶融物は、ポンプにより溶融物を十分に搬送できる範囲内で金属溶融物の固相線温度を動作温度以下に低下させる量の融点が低い金属元素を混合されている原子炉。
8. 請求項７に記載の原子炉において、
   当該の混合される金属元素が鉛、ビスマス及び亜鉛から成るグループから選択される原子炉。
9. 請求項１から８までのいずれか一つに記載の原子炉において、
   液体冷却材が液体金属である原子炉。
10. 請求項１から９までのいずれか一つに記載の原子炉において、
    液体冷却材が鉛である原子炉。
11. ガスタービン内で燃焼室の場所を占める、液体冷却材の熱をガスに伝達することを目的とする原子炉内の直接接触型熱交換器であって、
    この熱の伝達が、流体力学的に形成されたチャンバー内でターボ圧縮機からガス流に冷却材を噴霧することにより行なわれ、その後、その次の分離機で液滴が分離された後、加熱されたガスがタービン内に流入する直接接触型熱交換器。
12. 請求項１１に記載の直接接触型熱交換器において、
    当該の分離器が遠心力方式に基づき動作する直接接触型熱交換器。
13. 請求項１１又は１２に記載の直接接触型熱交換器において、
    当該の液体冷却材が金属である直接接触型熱交換器。
14. 請求項１１から１３までのいずれか一つに記載の直接接触型熱交換器において、
    当該の液体冷却材が鉛である直接接触型熱交換器。
15. 請求項１１から１４までのいずれか一つに記載の直接接触型熱交換器において、
    当該の使用するガスが希ガスである直接接触型熱交換器。
16. 請求項１１から１５までのいずれか一つに記載の直接接触型熱交換器において、
    当該の使用するガスがアルゴンである直接接触型熱交換器。
17. 請求項１から１０までのいずれか一つに記載の原子炉において、
    この原子炉が請求項１１から１６までのいずれか一つに記載の直接接触型熱交換器を備えている原子炉。
18. 原子炉の供給及び排出される液体核燃料を再処理する方法であって、
    この液体核燃料が、第一のラインにより原子炉容器を通して搬送されて、その容器内では、連鎖反応が臨界状態又は未臨界状態で進行することができ、
    原子炉容器内で発生する熱が、第一のラインの壁を介して冷却材に伝達され、
    第一のライン内の液体核燃料が、高温化学処理ユニットに輸送されて、この高温化学処理ユニットで再処理される、
    方法。

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