JP2959973B2 - 完全燃焼型原子炉 - Google Patents
完全燃焼型原子炉Info
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、未臨界炉心に外部から
中性子を与える手段を設け、その中性子を用いて炉内で
核分裂反応を生じさせることにより、炉心に装荷した燃
料をほぼ完全に燃やしきることのできる原子炉に関する
ものである。
中性子を与える手段を設け、その中性子を用いて炉内で
核分裂反応を生じさせることにより、炉心に装荷した燃
料をほぼ完全に燃やしきることのできる原子炉に関する
ものである。
【０００２】
【従来の技術】原子力発電システムは、ウラン等を核燃
料とし、その核分裂反応によって放出されるエネルギー
を電気エネルギーに変換することにより、電力を得るシ
ステムである。核分裂反応は、中性子が核燃料に吸収さ
れることにより起こる反応であり、従来の原子炉は、こ
の反応を起こすための中性子として、核分裂反応の際に
エネルギーと同時に発生する中性子を利用している。つ
まり、核分裂反応に必要な中性子を核分裂反応から得る
（これを核分裂連鎖反応という）というプロセスを安定
的に起こさせることにより、常に一定のエネルギーを得
るように構成されている。この核分裂連鎖反応が安定的
に起こる（時間に関して核分裂数が一定となる）状態を
臨界という。
料とし、その核分裂反応によって放出されるエネルギー
を電気エネルギーに変換することにより、電力を得るシ
ステムである。核分裂反応は、中性子が核燃料に吸収さ
れることにより起こる反応であり、従来の原子炉は、こ
の反応を起こすための中性子として、核分裂反応の際に
エネルギーと同時に発生する中性子を利用している。つ
まり、核分裂反応に必要な中性子を核分裂反応から得る
（これを核分裂連鎖反応という）というプロセスを安定
的に起こさせることにより、常に一定のエネルギーを得
るように構成されている。この核分裂連鎖反応が安定的
に起こる（時間に関して核分裂数が一定となる）状態を
臨界という。
【０００３】原子炉が臨界となるためには、炉心に一定
量の核分裂性物質が必要である。逆に、この一定の量以
下であれば、核分裂連鎖反応が生じず、エネルギーを取
り出すことはできない。従来の原子炉は、臨界のために
必要な核分裂性物質よりも多い量の核分裂性物質を炉心
に装荷し、制御棒など中性子吸収体によって臨界状態を
維持できるように核分裂反応を制御できる装置であり、
これによって時間に関して一定のエネルギーを取り出し
うるようにしたシステムである。
量の核分裂性物質が必要である。逆に、この一定の量以
下であれば、核分裂連鎖反応が生じず、エネルギーを取
り出すことはできない。従来の原子炉は、臨界のために
必要な核分裂性物質よりも多い量の核分裂性物質を炉心
に装荷し、制御棒など中性子吸収体によって臨界状態を
維持できるように核分裂反応を制御できる装置であり、
これによって時間に関して一定のエネルギーを取り出し
うるようにしたシステムである。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】上記のように、原子炉
が未臨界状態となると核分裂連鎖反応は生じず、エネル
ギーを取り出すことができないから、石油や石炭のよう
に核燃料を完全に燃やしきることはできない。そして核
分裂性物質の「一定量」を確保するため、例えば軽水炉
においてウランを燃料として使用する場合、濃縮という
プロセスが必要であり、原子炉の運転においては核分裂
性物質を補充するために定期的な燃料交換が必要であ
る。
が未臨界状態となると核分裂連鎖反応は生じず、エネル
ギーを取り出すことができないから、石油や石炭のよう
に核燃料を完全に燃やしきることはできない。そして核
分裂性物質の「一定量」を確保するため、例えば軽水炉
においてウランを燃料として使用する場合、濃縮という
プロセスが必要であり、原子炉の運転においては核分裂
性物質を補充するために定期的な燃料交換が必要であ
る。
【０００５】更に従来の原子炉の運転において、ある程
度の期間、連続してエネルギーを取り出す必要から（上
記燃料交換作業は原子炉を止める必要があるため不経済
である）、超過臨界度をある程度とった設計、即ち制御
棒などにより超過臨界度を抑え込むという設計となって
いる。これが安全性を低下させる一因となっている。即
ち、制御棒等が炉心部から喪失した場合、著しく原子炉
の安全性を損なうことになる。
度の期間、連続してエネルギーを取り出す必要から（上
記燃料交換作業は原子炉を止める必要があるため不経済
である）、超過臨界度をある程度とった設計、即ち制御
棒などにより超過臨界度を抑え込むという設計となって
いる。これが安全性を低下させる一因となっている。即
ち、制御棒等が炉心部から喪失した場合、著しく原子炉
の安全性を損なうことになる。
【０００６】原子炉の臨界維持のために、臨界性の低下
した燃料を原子炉から取り出す必要がある。しかし、取
り出した燃料中には核燃料となりうる物質が含まれてい
るため、これをそのまま捨てるワンススルー方式では、
天然ウラン資源の利用率は低くなる。例えば軽水炉ワン
ススルーシステムでは約０．５％程度となっている。そ
こで天然ウラン利用効率向上のためには使用済燃料の再
処理というプロセスが必要となる。この処理は核物質の
移動、プルトニウムの単独処理を伴うため、核拡散性を
高める潜在的可能性がある。更に、再処理により生じた
高放射性レベルの廃棄物には、超ウラン元素や半減期の
長い核分裂生成物（ＦＰ）が含まれることから、環境へ
の影響を十分に考慮する必要がある。
した燃料を原子炉から取り出す必要がある。しかし、取
り出した燃料中には核燃料となりうる物質が含まれてい
るため、これをそのまま捨てるワンススルー方式では、
天然ウラン資源の利用率は低くなる。例えば軽水炉ワン
ススルーシステムでは約０．５％程度となっている。そ
こで天然ウラン利用効率向上のためには使用済燃料の再
処理というプロセスが必要となる。この処理は核物質の
移動、プルトニウムの単独処理を伴うため、核拡散性を
高める潜在的可能性がある。更に、再処理により生じた
高放射性レベルの廃棄物には、超ウラン元素や半減期の
長い核分裂生成物（ＦＰ）が含まれることから、環境へ
の影響を十分に考慮する必要がある。
【０００７】本発明の目的は、エネルギー源としての天
然ウラン利用効率を高めること、核燃料サイクル施設の
簡素化として濃縮及び再処理施設を不要とすること、核
拡散抵抗性を高めるために核物質であるプルトニウムを
原子炉システム外に取り出さないこと、常に炉心を未臨
界状態とし高い安全性を有すること、といった要求を満
たしうるような原子炉システムを提供することである。
然ウラン利用効率を高めること、核燃料サイクル施設の
簡素化として濃縮及び再処理施設を不要とすること、核
拡散抵抗性を高めるために核物質であるプルトニウムを
原子炉システム外に取り出さないこと、常に炉心を未臨
界状態とし高い安全性を有すること、といった要求を満
たしうるような原子炉システムを提供することである。
【０００８】
【課題を解決するための手段】本発明は、陽子あるいは
重陽子を生産する加速器と、流体状の溶融塩燃料を使用
する未臨界炉心とを有し、前記未臨界炉心は、前記加速
器から供給される陽子あるいは重陽子により中性子を発
生するターゲット物質と、該ターゲット物質から発生す
る中性子によって核分裂反応し熱を発生する炉心部と、
該炉心部を取り囲む中性子反射体を具備している完全燃
焼型原子炉である。ここで、核分裂生成物を除去する燃
料処理装置を冷却系に設けるのが好ましい。核燃料には
天然ウランあるいはプルトニウム富化燃料を使用する。
重陽子を生産する加速器と、流体状の溶融塩燃料を使用
する未臨界炉心とを有し、前記未臨界炉心は、前記加速
器から供給される陽子あるいは重陽子により中性子を発
生するターゲット物質と、該ターゲット物質から発生す
る中性子によって核分裂反応し熱を発生する炉心部と、
該炉心部を取り囲む中性子反射体を具備している完全燃
焼型原子炉である。ここで、核分裂生成物を除去する燃
料処理装置を冷却系に設けるのが好ましい。核燃料には
天然ウランあるいはプルトニウム富化燃料を使用する。
【０００９】このような完全燃焼型原子炉を運転するに
は、ターゲット物質と中性子反射体を備え溶融塩燃料を
保有可能な原子炉容器と、溶融塩燃料が循環可能な冷却
系とを複数設置し、使用中の原子炉システムの構造材及
びプラント機器の寿命が尽きる前に使用中の原子炉シス
テムの溶融塩燃料を別の原子炉システムに導入して運転
を継続する。
は、ターゲット物質と中性子反射体を備え溶融塩燃料を
保有可能な原子炉容器と、溶融塩燃料が循環可能な冷却
系とを複数設置し、使用中の原子炉システムの構造材及
びプラント機器の寿命が尽きる前に使用中の原子炉シス
テムの溶融塩燃料を別の原子炉システムに導入して運転
を継続する。
【００１０】
【作用】原子力発電システムでは、ウラン等の核分裂反
応によって発生するエネルギーを用いて発電している。
核分裂反応は、ウラン等に中性子が吸収されることによ
って起こるため、この反応を起こすためには中性子が必
要である。本発明の原子炉の特徴は、核分裂反応を起こ
させるために必要な中性子を核分裂反応によってのみ得
るのではないということである。加速器で発生した陽子
あるいは重陽子がターゲット物質に衝突することで中性
子が発生し、この中性子が核分裂反応に寄与する。この
ことから、本発明の原子炉では臨界という概念を必要と
せず、原子炉中の核燃料は未臨界量でよく、装荷した核
燃料をほぼ完全に燃やしきることができるし、ウランの
濃縮といったプロセスも必要としない。
応によって発生するエネルギーを用いて発電している。
核分裂反応は、ウラン等に中性子が吸収されることによ
って起こるため、この反応を起こすためには中性子が必
要である。本発明の原子炉の特徴は、核分裂反応を起こ
させるために必要な中性子を核分裂反応によってのみ得
るのではないということである。加速器で発生した陽子
あるいは重陽子がターゲット物質に衝突することで中性
子が発生し、この中性子が核分裂反応に寄与する。この
ことから、本発明の原子炉では臨界という概念を必要と
せず、原子炉中の核燃料は未臨界量でよく、装荷した核
燃料をほぼ完全に燃やしきることができるし、ウランの
濃縮といったプロセスも必要としない。
【００１１】
【実施例】図１は本発明に係る完全燃焼型原子炉の一実
施例を示す全体構成図である。この原子炉システムは、
陽子あるいは重陽子を生産する加速器１０と、流体状の
溶融塩燃料を使用する未臨界炉心１２と、その一次冷却
系に設けられて核分裂生成物を除去する燃料処理装置１
４とを備えている。未臨界炉心１２は、前記加速器１０
から供給される陽子あるいは重陽子により中性子を発生
するターゲット物質１６と、該ターゲット物質１６から
発生する中性子によって核分裂反応し熱を発生する炉心
部１８と、該炉心部１８を取り囲む中性子反射体２０を
有する。
施例を示す全体構成図である。この原子炉システムは、
陽子あるいは重陽子を生産する加速器１０と、流体状の
溶融塩燃料を使用する未臨界炉心１２と、その一次冷却
系に設けられて核分裂生成物を除去する燃料処理装置１
４とを備えている。未臨界炉心１２は、前記加速器１０
から供給される陽子あるいは重陽子により中性子を発生
するターゲット物質１６と、該ターゲット物質１６から
発生する中性子によって核分裂反応し熱を発生する炉心
部１８と、該炉心部１８を取り囲む中性子反射体２０を
有する。
【００１２】未臨界炉心１２で核分裂反応により加熱し
た高温の溶融塩燃料は、冷却系の蒸気発生器２２を通っ
て水と熱交換を行い、冷却されて循環ポンプ２４で未臨
界炉心１２へ戻る。つまり溶融塩燃料の場合、燃料物質
が冷却材としての機能を兼ねている。蒸気発生器２２で
加熱された水蒸気は、タービン２６で発電機２８を回
し、水になってポンプ３０で蒸気発生器２２に戻る。
た高温の溶融塩燃料は、冷却系の蒸気発生器２２を通っ
て水と熱交換を行い、冷却されて循環ポンプ２４で未臨
界炉心１２へ戻る。つまり溶融塩燃料の場合、燃料物質
が冷却材としての機能を兼ねている。蒸気発生器２２で
加熱された水蒸気は、タービン２６で発電機２８を回
し、水になってポンプ３０で蒸気発生器２２に戻る。
【００１３】核分裂反応を起こすための中性子は、具体
的には加速器１０と、ウラン、ビスマス、鉛、タングス
テン等のターゲット物質１６との組み合わせによって得
る。即ち、陽子シンクロトロンあるいはリニアック加速
器で陽子あるいは重陽子を生産する。そして、これら陽
子あるいは重陽子を、陽子導管を通して炉心中に配置し
たターゲット物質１６に導いて照射し、原子核破砕反応
により中性子を発生する。なお、陽子あるいは重陽子を
炉心に導いて中性子を発生させるのは、中性子は電荷が
無いために磁気的な方法で中性子を直接炉心に導くこと
ができないためである。
的には加速器１０と、ウラン、ビスマス、鉛、タングス
テン等のターゲット物質１６との組み合わせによって得
る。即ち、陽子シンクロトロンあるいはリニアック加速
器で陽子あるいは重陽子を生産する。そして、これら陽
子あるいは重陽子を、陽子導管を通して炉心中に配置し
たターゲット物質１６に導いて照射し、原子核破砕反応
により中性子を発生する。なお、陽子あるいは重陽子を
炉心に導いて中性子を発生させるのは、中性子は電荷が
無いために磁気的な方法で中性子を直接炉心に導くこと
ができないためである。
【００１４】ターゲット物質１６から発生した中性子が
炉心中の核燃料に照射することにより、親物質（Ｕ-238
等）を核分裂性物質（Ｐｕ-239等）に変換したり、核分
裂反応を起こさせる。このようにして、原理的には核燃
料が全て核反応を起こすことができ、天然ウラン利用効
率ほぼ１００％を達成できる。また核燃料の再処理とい
うプロセスも必要としない。これらプロセスの必要性が
なくなることは、核燃料サイクルの簡素化並びに核拡散
抵抗性の向上となる。
炉心中の核燃料に照射することにより、親物質（Ｕ-238
等）を核分裂性物質（Ｐｕ-239等）に変換したり、核分
裂反応を起こさせる。このようにして、原理的には核燃
料が全て核反応を起こすことができ、天然ウラン利用効
率ほぼ１００％を達成できる。また核燃料の再処理とい
うプロセスも必要としない。これらプロセスの必要性が
なくなることは、核燃料サイクルの簡素化並びに核拡散
抵抗性の向上となる。
【００１５】溶融塩燃料は、塩化物あるいはフッ化物等
の核燃料物質を含んだ流体状の燃料である。一次冷却系
に付設する燃料処理装置１４における燃料処理法として
は、溶融塩として塩化物を使用する場合、乾式再処理法
の一つである塩化物揮発法を用いることができる。塩化
物揮発法では、ウラン、プルトニウム、及び核分裂生成
物の塩化物の揮発性の差や、固体塩化物への選択吸着・
脱着反応等を用いて、これらの分離を行う。溶融塩燃料
は冷却系として炉心外に循環するので、原子炉を運転し
ながら、燃料処理装置によって核分裂生成物を除去する
ことになる。
の核燃料物質を含んだ流体状の燃料である。一次冷却系
に付設する燃料処理装置１４における燃料処理法として
は、溶融塩として塩化物を使用する場合、乾式再処理法
の一つである塩化物揮発法を用いることができる。塩化
物揮発法では、ウラン、プルトニウム、及び核分裂生成
物の塩化物の揮発性の差や、固体塩化物への選択吸着・
脱着反応等を用いて、これらの分離を行う。溶融塩燃料
は冷却系として炉心外に循環するので、原子炉を運転し
ながら、燃料処理装置によって核分裂生成物を除去する
ことになる。
【００１６】核分裂生成物の除去は、加速器の負担を軽
減することが目的である。従って、中性子との反応断面
積が大きく、且つ環境に出しても問題のない核分裂生成
物を取り出せばよい。
減することが目的である。従って、中性子との反応断面
積が大きく、且つ環境に出しても問題のない核分裂生成
物を取り出せばよい。
【００１７】図２はシミュレーションに用いた未臨界炉
心の１／２ＲＺ断面図である。記載した炉心寸法は、出
力４００ＭＷ程度の原型炉クラスを想定している。図２
に示すように、未臨界炉心１２は加速器からの陽子ある
いは重陽子により中性子を発生するターゲット物質１
６、核燃料よりなる核分裂反応による熱を発生する炉心
部１８、並びにターゲット物質１６及び炉心部１８を取
り巻くステンレス鋼等の中性子反射体２０よりなってい
る。中心のターゲット物質は円柱状であり、周囲のター
ゲット物質は円筒状である。中性子反射体は、中性子を
原子炉に戻し、加速器の負担を軽減するとともに、遮蔽
体としての機能を果たす。
心の１／２ＲＺ断面図である。記載した炉心寸法は、出
力４００ＭＷ程度の原型炉クラスを想定している。図２
に示すように、未臨界炉心１２は加速器からの陽子ある
いは重陽子により中性子を発生するターゲット物質１
６、核燃料よりなる核分裂反応による熱を発生する炉心
部１８、並びにターゲット物質１６及び炉心部１８を取
り巻くステンレス鋼等の中性子反射体２０よりなってい
る。中心のターゲット物質は円柱状であり、周囲のター
ゲット物質は円筒状である。中性子反射体は、中性子を
原子炉に戻し、加速器の負担を軽減するとともに、遮蔽
体としての機能を果たす。
【００１８】図２の炉心寸法において、原子炉出力４０
０ＭＷ（一定）を得るのに必要な中性子源強度の経年変
化を図３に示す。一定出力を得るためには、運転開始時
に比較的高い中性子源強度が必要であるが、その後は中
性子源強度は１０13〜１０14ｎ／cm3 ／sec 程度でよ
い。しかし運転末期にはかなり高い中性子源強度が必要
となる。いずれにしても、原子炉運転中に生じる核分裂
生成物は中性子を吸収してしまうため、本発明のよう
に、原子炉運転中に生成した核分裂生成物を燃料処理装
置で除去すると、中性子の有効利用を図ることができる
ために、図３に示されているように、中性子源強度を低
くできる。
０ＭＷ（一定）を得るのに必要な中性子源強度の経年変
化を図３に示す。一定出力を得るためには、運転開始時
に比較的高い中性子源強度が必要であるが、その後は中
性子源強度は１０13〜１０14ｎ／cm3 ／sec 程度でよ
い。しかし運転末期にはかなり高い中性子源強度が必要
となる。いずれにしても、原子炉運転中に生じる核分裂
生成物は中性子を吸収してしまうため、本発明のよう
に、原子炉運転中に生成した核分裂生成物を燃料処理装
置で除去すると、中性子の有効利用を図ることができる
ために、図３に示されているように、中性子源強度を低
くできる。
【００１９】図２に示す炉心では、外部から中性子を供
給するターゲット物質の体積を、約５×１０5 cm3 と想
定している。１．５ＧｅＶの陽子１個をターゲット物質
（鉛・ビスマス）に衝突させた時、約４０個の中性子を
発生するという既知のデータを用いると、上記の中性子
源強度を得るために必要な陽子数は、２．５×１０12〜
１０13ｎ／cm3 ／sec となる。これらのことから、加速
器に必要な電流値は、（５×１０5 ）×（２．５×１０
12〜１０13）×（１．６×１０-19 ）＝２００〜２００
０ｍＡとなる。数百ｍＡという電流値は、十分実現可能
である。上限値については、現状では実現がやや困難な
面もあると考えられるが、そのような場合は、陽子のエ
ネルギーを上げるか又はターゲット密度を上げることに
より陽子１個をターゲットに衝突させた時の中性子発生
量を増加させる、あるいは原子炉出力を下げる、といっ
た方法により問題を解決することができる。
給するターゲット物質の体積を、約５×１０5 cm3 と想
定している。１．５ＧｅＶの陽子１個をターゲット物質
（鉛・ビスマス）に衝突させた時、約４０個の中性子を
発生するという既知のデータを用いると、上記の中性子
源強度を得るために必要な陽子数は、２．５×１０12〜
１０13ｎ／cm3 ／sec となる。これらのことから、加速
器に必要な電流値は、（５×１０5 ）×（２．５×１０
12〜１０13）×（１．６×１０-19 ）＝２００〜２００
０ｍＡとなる。数百ｍＡという電流値は、十分実現可能
である。上限値については、現状では実現がやや困難な
面もあると考えられるが、そのような場合は、陽子のエ
ネルギーを上げるか又はターゲット密度を上げることに
より陽子１個をターゲットに衝突させた時の中性子発生
量を増加させる、あるいは原子炉出力を下げる、といっ
た方法により問題を解決することができる。
【００２０】このように本発明では、原子炉の外部に設
置した加速器からの加速粒子の濃度等を制御することに
より、ターゲット物質１６から発生する中性子数を制御
し、原子炉の出力を制御することができる。つまり、外
部中性子源強度は、加速器の電流値で制御することにな
る。そのため、なんらかの原因で加速器の動作が停止す
れば、中性子が供給されず、原子炉の運転も自然に停止
することになる。
置した加速器からの加速粒子の濃度等を制御することに
より、ターゲット物質１６から発生する中性子数を制御
し、原子炉の出力を制御することができる。つまり、外
部中性子源強度は、加速器の電流値で制御することにな
る。そのため、なんらかの原因で加速器の動作が停止す
れば、中性子が供給されず、原子炉の運転も自然に停止
することになる。
【００２１】この図３において、原子炉内では、運転初
期（５〜１０年未満）は核燃料物質の濃縮が行われ、そ
れ以降、再処理と燃料加工が行われ、運転末期（６０〜
６５年以降）は廃棄物処理が行われていると見ることも
できる。運転末期は廃棄物処理ということで、原子炉出
力を落とせば中性子源強度は少なくてもよいことにな
る。なおプルトニウム富化燃料を用いると、運転初期の
中性子源強度を低く抑えることができる。従って、本発
明の原子炉以外の原子炉システムで製造された余剰プル
トニウムがあれば、それが利用できる。
期（５〜１０年未満）は核燃料物質の濃縮が行われ、そ
れ以降、再処理と燃料加工が行われ、運転末期（６０〜
６５年以降）は廃棄物処理が行われていると見ることも
できる。運転末期は廃棄物処理ということで、原子炉出
力を落とせば中性子源強度は少なくてもよいことにな
る。なおプルトニウム富化燃料を用いると、運転初期の
中性子源強度を低く抑えることができる。従って、本発
明の原子炉以外の原子炉システムで製造された余剰プル
トニウムがあれば、それが利用できる。
【００２２】このように構成した炉心（燃料として天然
ウランのみを使用する）に、図３に示す中性子源強度の
中性子を供給した場合の臨界性及び燃料物質の経年変化
を図４及び図５にそれぞれ示す。図４に示すように、燃
焼期間中、炉心は常に未臨界（実効増倍率が１未満）で
ある。図５に示すように、運転開始時に１００００kg装
荷したＵ-238は、７０年を経過した時点では、３０kg程
度まで減少することになり、ほぼ完全に（９９．７％ま
で）燃焼し尽くすことができる。つまり天然ウラン利用
効率ほぼ１００％が達成される。
ウランのみを使用する）に、図３に示す中性子源強度の
中性子を供給した場合の臨界性及び燃料物質の経年変化
を図４及び図５にそれぞれ示す。図４に示すように、燃
焼期間中、炉心は常に未臨界（実効増倍率が１未満）で
ある。図５に示すように、運転開始時に１００００kg装
荷したＵ-238は、７０年を経過した時点では、３０kg程
度まで減少することになり、ほぼ完全に（９９．７％ま
で）燃焼し尽くすことができる。つまり天然ウラン利用
効率ほぼ１００％が達成される。
【００２３】ところで本発明の原子炉では、図３〜図５
に見られるように、例えば７０年間という長い期間にわ
たって運転し続けることになる。そのため炉心構造材は
大量の中性子照射を受けることになり、照射損傷に起因
するスエリングや強度劣化を生じることも予想される。
そこで、耐久性に優れた炉心構造材を開発使用する必要
があり、また簡便に交換できるバックアップ体制をとる
必要も考慮すべきである。そのためには例えば、炉出力
と炉心サイズ（燃料インベントリ）を適切に設計するこ
とにより、運転日数をプラント機器寿命に合わせること
が考えられる。この場合には、運転終了と共に廃炉とす
ることができる。あるいは、ターゲット物質と中性子反
射体を備え溶融塩燃料を保有可能な原子炉容器と、溶融
塩燃料が循環可能な冷却系とを複数設置し、使用中の原
子炉システムの構造材及びプラント機器の寿命が尽きる
前に使用中の原子炉システムの溶融塩燃料を別の原子炉
システムに導入して運転を継続するといった対策が必要
となる。
に見られるように、例えば７０年間という長い期間にわ
たって運転し続けることになる。そのため炉心構造材は
大量の中性子照射を受けることになり、照射損傷に起因
するスエリングや強度劣化を生じることも予想される。
そこで、耐久性に優れた炉心構造材を開発使用する必要
があり、また簡便に交換できるバックアップ体制をとる
必要も考慮すべきである。そのためには例えば、炉出力
と炉心サイズ（燃料インベントリ）を適切に設計するこ
とにより、運転日数をプラント機器寿命に合わせること
が考えられる。この場合には、運転終了と共に廃炉とす
ることができる。あるいは、ターゲット物質と中性子反
射体を備え溶融塩燃料を保有可能な原子炉容器と、溶融
塩燃料が循環可能な冷却系とを複数設置し、使用中の原
子炉システムの構造材及びプラント機器の寿命が尽きる
前に使用中の原子炉システムの溶融塩燃料を別の原子炉
システムに導入して運転を継続するといった対策が必要
となる。
【００２４】
【発明の効果】本発明は上記のように、核分裂反応に必
要な中性子を核分裂反応から得るのではなく、外部から
導いた陽子あるいは重陽子を炉心内のターゲット物質に
照射して中性子を発生し、核分裂反応を起こさせるよう
に構成したので、次のような効果を奏しうる。 核燃料として天然ウランが利用でき、原子炉中で核燃
料をほぼ完全に燃焼させることができる。核分裂性物質
はそのまま核分裂し、親物質は中性子を吸収して核分裂
性物質に転換し核分裂する。そのため天然ウラン利用効
率ほぼ１００％を達成できる。 濃縮及び再処理プロセスが不要となり、核燃料サイク
ルの簡素化を図ることができる。また核物質の移動やプ
ルトニウムの単独処理を伴わないため、核拡散抵抗性の
向上が図れる。 原子炉を常に未臨界状態で運転するため、核暴走の危
険性が全く無く、安全性が著しく向上する。
要な中性子を核分裂反応から得るのではなく、外部から
導いた陽子あるいは重陽子を炉心内のターゲット物質に
照射して中性子を発生し、核分裂反応を起こさせるよう
に構成したので、次のような効果を奏しうる。 核燃料として天然ウランが利用でき、原子炉中で核燃
料をほぼ完全に燃焼させることができる。核分裂性物質
はそのまま核分裂し、親物質は中性子を吸収して核分裂
性物質に転換し核分裂する。そのため天然ウラン利用効
率ほぼ１００％を達成できる。 濃縮及び再処理プロセスが不要となり、核燃料サイク
ルの簡素化を図ることができる。また核物質の移動やプ
ルトニウムの単独処理を伴わないため、核拡散抵抗性の
向上が図れる。 原子炉を常に未臨界状態で運転するため、核暴走の危
険性が全く無く、安全性が著しく向上する。
【図１】本発明に係る完全燃焼型原子炉の一実施例を示
す全体構成図。
す全体構成図。
【図２】シミュレーションに用いた原子炉の断面図。
【図３】原子炉出力一定での中性子源強度の経年変化を
示す図。
示す図。
【図４】原子炉出力一定での臨界性の経年変化を示す図
【図５】原子炉出力一定での原子炉内の燃料核種重量の
経年変化を示す図
経年変化を示す図
１０ 加速器 １２ 未臨界炉心 １４ 燃料処理装置 １６ ターゲット物質 １８ 炉心部 ２０ 中性子反射体
フロントページの続き (56)参考文献 特開 昭60−117177（ＪＰ，Ａ) 特開 昭57−49200（ＪＰ，Ａ) 特開 昭56−145388（ＪＰ，Ａ) 特開 昭54−120399（ＪＰ，Ａ) ＳＡＳＡ Ｔ，ｅｔ．ａｌ．，”加速 器に基づく液体ＴＲＵ合金ターゲットと 溶融塩ブランケット変換システムの概念 設計”，ＪＡＥＲＩ−Ｒｅｖｉｅｗ（94 −９），ｐ．250−252（1994）. ＴＡＫＡＨＡＳＨＩ Ｈ，”原子力に おける加速器の利用”，ＵＳ ＤＯＥ Ｒｅｐ（ＢＮＬ−49701）（1993）. 古川和男他，「加速器溶融塩増殖炉開 発の可能性と意義」，原子力工業，第27 巻，第５号，頁28−34（1981）. (58)調査した分野(Int.Cl.6，ＤＢ名) G21C 1/30 GDM G21C 1/28 G21C 3/54 G21G 1/10 G21G 4/02 ＪＩＣＳＴファイル（ＪＯＩＳ)
Claims (4)
- 【請求項１】 陽子あるいは重陽子を生産する加速器
と、流体状の溶融塩燃料を使用する未臨界炉心とを有
し、 前記未臨界炉心は、前記加速器から供給される陽子ある
いは重陽子により中性子を発生するターゲット物質と、
該ターゲット物質から発生する中性子によって核分裂反
応し熱を発生する炉心部と、該炉心部を取り囲む中性子
反射体を具備しており、炉心部に装荷する核燃料として
天然ウランを使用し、燃焼期間中、炉心は常に未臨界状
態に維持され、装荷した核燃料をほぼ完全に燃焼し尽く
すようにしたことを特徴とする完全燃焼型原子炉。 - 【請求項２】 陽子あるいは重陽子を生産する加速器
と、流体状の溶融塩燃料を使用する未臨界炉心とを有
し、 前記未臨界炉心は、前記加速器から供給される陽子ある
いは重陽子により中性子を発生するターゲット物質と、
該ターゲット物質から発生する中性子によって核分裂反
応し熱を発生する炉心部と、該炉心部を取り囲む中性子
反射体を具備しており、炉心部に装荷する核燃料として
プルトニウム富化燃料を使用し、燃焼期間中、炉心は常
に未臨界状態に維持され、装荷した核燃料をほぼ完全に
燃焼し尽くすようにしたことを特徴とする完全燃焼型原
子炉。 - 【請求項３】 未臨界炉心の冷却系に核分裂生成物を除
去する燃料処理装置を設け、燃焼期間中、生成した核分
裂生成物のうち中性子との反応断面積が大きく且つ環境
に悪影響を及ぼさない核分裂生成物を除去するようにし
た請求項１又は２記載の完全燃焼型原子炉。 - 【請求項４】 ターゲット物質と中性子反射体を備え溶
融塩燃料を保有可能な原子炉容器と、溶融塩燃料が循環
可能な冷却系とを複数設置し、使用中の原子炉システム
の構造材及びプラント機器の寿命が尽きる前に使用中の
原子炉システムの溶融塩燃料を別の原子炉システムに導
入して運転を継続する請求項１乃至３のいずれかに記載
の完全燃焼型原子炉の運転方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6249946A JP2959973B2 (ja) | 1994-09-19 | 1994-09-19 | 完全燃焼型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6249946A JP2959973B2 (ja) | 1994-09-19 | 1994-09-19 | 完全燃焼型原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0886893A JPH0886893A (ja) | 1996-04-02 |
| JP2959973B2 true JP2959973B2 (ja) | 1999-10-06 |
Family
ID=17200538
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6249946A Expired - Fee Related JP2959973B2 (ja) | 1994-09-19 | 1994-09-19 | 完全燃焼型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2959973B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN111249761A (zh) * | 2020-03-04 | 2020-06-09 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种熔盐蒸馏纯化方法及设备 |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8989335B2 (en) * | 2009-11-12 | 2015-03-24 | Global Medical Isotope Systems Llc | Techniques for on-demand production of medical radioactive iodine isotopes including I-131 |
| WO2012030970A2 (en) * | 2010-08-31 | 2012-03-08 | Texas A&M University System | Accelerator driven sub-critical core |
| US8983017B2 (en) | 2010-08-31 | 2015-03-17 | Texas A&M University System | Accelerator driven sub-critical core |
| RU2608082C2 (ru) * | 2011-09-21 | 2017-01-13 | Армин ХУКЕ | Двухфлюидный реактор |
| EP2973589B1 (en) * | 2013-03-15 | 2018-01-17 | Ellwood, Sutherland Cook | Accelerator-driven subcritical reactor system |
| KR20170032103A (ko) * | 2015-09-14 | 2017-03-22 | 한국원자력연구원 | 노심 분리형 하이브리드 원자로 |
-
1994
- 1994-09-19 JP JP6249946A patent/JP2959973B2/ja not_active Expired - Fee Related
Non-Patent Citations (3)
| Title |
|---|
| ＳＡＳＡ Ｔ，ｅｔ．ａｌ．，"加速器に基づく液体ＴＲＵ合金ターゲットと溶融塩ブランケット変換システムの概念設計"，ＪＡＥＲＩ−Ｒｅｖｉｅｗ（９４−９），ｐ．２５０−２５２（１９９４）． |
| ＴＡＫＡＨＡＳＨＩ Ｈ，"原子力における加速器の利用"，ＵＳ ＤＯＥ Ｒｅｐ（ＢＮＬ−４９７０１）（１９９３）． |
| 古川和男他，「加速器溶融塩増殖炉開発の可能性と意義」，原子力工業，第２７巻，第５号，頁２８−３４（１９８１）． |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN111249761A (zh) * | 2020-03-04 | 2020-06-09 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种熔盐蒸馏纯化方法及设备 |
| CN111249761B (zh) * | 2020-03-04 | 2022-01-28 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种熔盐蒸馏纯化方法及设备 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0886893A (ja) | 1996-04-02 |
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