JP3326759B2 - 液体核燃料を用いたプルトニウム消滅核反応炉 - Google Patents
液体核燃料を用いたプルトニウム消滅核反応炉Info
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は液体核燃料を用いたプル
トニウム消滅核反応炉に関する。
トニウム消滅核反応炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】本願の発明者はかかる液体核燃料による
小型原子炉として既に特願昭６０−２７２１６５号を発
明した。この、先に発明した小型溶融塩発電炉は、減速
材黒鉛の取替を要さず、連続化学処理の必要もない構
造，運転，保守の単純なものであり、その核燃料中のプ
ルトニウムが核分裂してエネルギーを発生すると共にそ
の際発生する中性子によりトリウムをウランに転換し、
反応を継続するものである。
小型原子炉として既に特願昭６０−２７２１６５号を発
明した。この、先に発明した小型溶融塩発電炉は、減速
材黒鉛の取替を要さず、連続化学処理の必要もない構
造，運転，保守の単純なものであり、その核燃料中のプ
ルトニウムが核分裂してエネルギーを発生すると共にそ
の際発生する中性子によりトリウムをウランに転換し、
反応を継続するものである。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】しかし現在、廃棄核弾
頭もしくは使用済核燃料より再処理で得られるプルトニ
ウムが大きな問題となっている。本発明は上記従来の液
体核燃料による小型原子炉の燃料サイクル形態を変更し
て、また必要に応じて炉内構造も少し変更して、かかる
プルトニウムを核燃料として有効に燃焼消滅させるもの
である。
頭もしくは使用済核燃料より再処理で得られるプルトニ
ウムが大きな問題となっている。本発明は上記従来の液
体核燃料による小型原子炉の燃料サイクル形態を変更し
て、また必要に応じて炉内構造も少し変更して、かかる
プルトニウムを核燃料として有効に燃焼消滅させるもの
である。
【０００４】
【課題を解決するための手段】本発明は、減速材を配置
した炉心の空隙内はウランの回収装置に連通すると共に
この空隙内にはトリウムＴｈ及びプルトニウムＰｕより
なる液体核燃料を充填し、このトリウムＴｈから生成し
たウラン 233Ｕは回収装置により随時分離され、代わり
にプルトニウムＰｕが追加されて燃焼を促進するように
したことを特徴とする液体核燃料を用いたプルトニウム
消滅核反応炉である。また上記ウランの回収装置はドレ
インタンク２０と弗素化装置２２とよりなるものであ
る。
した炉心の空隙内はウランの回収装置に連通すると共に
この空隙内にはトリウムＴｈ及びプルトニウムＰｕより
なる液体核燃料を充填し、このトリウムＴｈから生成し
たウラン 233Ｕは回収装置により随時分離され、代わり
にプルトニウムＰｕが追加されて燃焼を促進するように
したことを特徴とする液体核燃料を用いたプルトニウム
消滅核反応炉である。また上記ウランの回収装置はドレ
インタンク２０と弗素化装置２２とよりなるものであ
る。
【０００５】
【作用】トリウムＴｈ及びプルトニウムＰｕ核燃料を含
有する塩は炉心の空隙内に流れ、その核燃料中のプルト
ニウムが核分裂してエネルギーを発生すると共にその際
発生する中性子によりトリウムをウラン 233Ｕに転換す
る。このトリウムＴｈから生成したウラン 233Ｕは回収
装置により弗素化して随時分離され、代わりにプルトニ
ウムＰｕが追加しつつその燃焼を促進させる。
有する塩は炉心の空隙内に流れ、その核燃料中のプルト
ニウムが核分裂してエネルギーを発生すると共にその際
発生する中性子によりトリウムをウラン 233Ｕに転換す
る。このトリウムＴｈから生成したウラン 233Ｕは回収
装置により弗素化して随時分離され、代わりにプルトニ
ウムＰｕが追加しつつその燃焼を促進させる。
【０００６】
【実施例】以下図面につき本発明の一実施例を詳細に説
明する。図示のものは１５．５万kW発電炉の場合であ
る。図１示のようにコンクリートよりなる厚い壁遮蔽体
１，２の下方にはＮｉ−Ｍｏ−Ｃｒ合金よりなる偏平
な、円筒状の原子炉容器３を配置する。各部分の寸法は
図１の目盛線２ｍに比較する通りである。この容器３の
下部には塩の入口４，４を，上部には塩の出口５，５を
設ける。この塩の組成は 7ＬｉＦ−ＢｅＦ2 −ＴｈＦ4
− 239ＰｕＦ3 で、 7ＬｉＦのmol％は７１．７、Ｂｅ
Ｆ2 は１６, ＴｈＦ4 は１２, 239ＰｕＦ3 は０．３で
ある。この容器３の周辺には黒鉛反射体６を配置し、そ
の内部の炉心７の中心領域Ｉには黒鉛よりなる制御棒
８，８・・・を駆動機構９により上下動すべく挿入し、
図１，図２示のようにその周囲には長さ２ｍの固定の黒
鉛よりなる減速材１０，１０・・・を配置する。なおこ
の減速材１０は長さ２ｍ前後で上下端に支持部を有す
る。
明する。図示のものは１５．５万kW発電炉の場合であ
る。図１示のようにコンクリートよりなる厚い壁遮蔽体
１，２の下方にはＮｉ−Ｍｏ−Ｃｒ合金よりなる偏平
な、円筒状の原子炉容器３を配置する。各部分の寸法は
図１の目盛線２ｍに比較する通りである。この容器３の
下部には塩の入口４，４を，上部には塩の出口５，５を
設ける。この塩の組成は 7ＬｉＦ−ＢｅＦ2 −ＴｈＦ4
− 239ＰｕＦ3 で、 7ＬｉＦのmol％は７１．７、Ｂｅ
Ｆ2 は１６, ＴｈＦ4 は１２, 239ＰｕＦ3 は０．３で
ある。この容器３の周辺には黒鉛反射体６を配置し、そ
の内部の炉心７の中心領域Ｉには黒鉛よりなる制御棒
８，８・・・を駆動機構９により上下動すべく挿入し、
図１，図２示のようにその周囲には長さ２ｍの固定の黒
鉛よりなる減速材１０，１０・・・を配置する。なおこ
の減速材１０は長さ２ｍ前後で上下端に支持部を有す
る。
【０００７】上記中心領域Ｉにおける減速材１０は図３
（イ）示の水平断面で示すような寸法の６枚の菱形で細
長い板１１，１１・・・を突起等によりその間に一定の
空隙１２が形成されるように六角形状に結合したもの
で、空隙率は６〜８％好ましくは７％である。したがっ
て黒鉛の体積率は９４〜９２％好ましくは９３％であ
る。 上記中心領域Ｉの外側の周辺領域IIにも黒鉛より
なる減速材１３，１３・・・を配置する。これらの減速
材１３，１３・・・は図２では白く示し、その水平断面
は図３（イ）と略同様であるが、その空隙率は８〜１２
％好ましくは１０％である。したがって黒鉛の体積率は
９２〜８８％，好ましくは９０％である。上記周辺領域
IIの外側のブランケット領域III にも同様の黒鉛よりな
る減速材１４，１４・・・を厚さ３０〜５０cmに配置す
る。この減速材１４は図３（ロ）示の水平断面で示すよ
うな寸法の９枚の菱形で細長い板１５，１５・・・を突
起等によりその間に一定の空隙１６が形成されるように
六角形状に結合したもので空隙率は３０〜３４％好まし
くは３２％である。したがって黒鉛の体積率は７０〜６
６％好ましくは６８％である。上記容器３内における黒
鉛反射体６，炉心７の中心領域Ｉ，周辺領域II，ブラン
ケット領域III の寸法は図４示の通りである。
（イ）示の水平断面で示すような寸法の６枚の菱形で細
長い板１１，１１・・・を突起等によりその間に一定の
空隙１２が形成されるように六角形状に結合したもの
で、空隙率は６〜８％好ましくは７％である。したがっ
て黒鉛の体積率は９４〜９２％好ましくは９３％であ
る。 上記中心領域Ｉの外側の周辺領域IIにも黒鉛より
なる減速材１３，１３・・・を配置する。これらの減速
材１３，１３・・・は図２では白く示し、その水平断面
は図３（イ）と略同様であるが、その空隙率は８〜１２
％好ましくは１０％である。したがって黒鉛の体積率は
９２〜８８％，好ましくは９０％である。上記周辺領域
IIの外側のブランケット領域III にも同様の黒鉛よりな
る減速材１４，１４・・・を厚さ３０〜５０cmに配置す
る。この減速材１４は図３（ロ）示の水平断面で示すよ
うな寸法の９枚の菱形で細長い板１５，１５・・・を突
起等によりその間に一定の空隙１６が形成されるように
六角形状に結合したもので空隙率は３０〜３４％好まし
くは３２％である。したがって黒鉛の体積率は７０〜６
６％好ましくは６８％である。上記容器３内における黒
鉛反射体６，炉心７の中心領域Ｉ，周辺領域II，ブラン
ケット領域III の寸法は図４示の通りである。
【０００８】上記容器３は黒鉛の減速材１０，１３，１
４を内部に充填した後、熔封してしまう。したがって可
動部は、中央の制御棒８の駆動機構９のみである。燃料
塩の総量は、炉心外を含めて１２．１ｍ3 であって、４
０．５ tonとなる。この内 2 39Ｐｕは５３０kg, Ｔｈは
１．７５ton である。炉心７の中心はパイプ１９を介し
て下方のドレインタンク２０の下部に連通し、このドレ
インタンク２０の下部は導管２１を介して弗素化装置２
２に連通し、この弗素化装置２２の下部にはヘリウムと
弗素ガスの供給パイプ２３を連通し、その上部にはヘリ
ウムと弗素ガスとＵＦ6 の出口２４を設ける。
４を内部に充填した後、熔封してしまう。したがって可
動部は、中央の制御棒８の駆動機構９のみである。燃料
塩の総量は、炉心外を含めて１２．１ｍ3 であって、４
０．５ tonとなる。この内 2 39Ｐｕは５３０kg, Ｔｈは
１．７５ton である。炉心７の中心はパイプ１９を介し
て下方のドレインタンク２０の下部に連通し、このドレ
インタンク２０の下部は導管２１を介して弗素化装置２
２に連通し、この弗素化装置２２の下部にはヘリウムと
弗素ガスの供給パイプ２３を連通し、その上部にはヘリ
ウムと弗素ガスとＵＦ6 の出口２４を設ける。
【０００９】次いでこの装置の動作を説明する。化学的
に安定かつ常圧の溶融弗化物（ 7ＬｉＦ−ＢｅＦ2 −Ｔ
ｈＦ4 − 239ＰｕＦ3 ）からなる塩は入口４，４・・・
より炉心７内に入り、各減速材１０，１３，１４への空
隙１２，１２，１６内を下から上に通って出口５より流
出する。而して駆動機構９により制御棒８を炉心７の中
心領域Ｉ内に挿入すると中性子の吸収が少なくなり、中
性子の密度が高まって従来の原子炉とは逆に反応が促進
される。この反応はプルトニウム 239Ｐｕが核分裂して
エネルギーを発生すると共に中性子を発生し、その中性
子の一部がトリウム 232Ｔｈに吸収されてそれをウラニ
ウム 233Ｕを転換する。その転換率は約９０％である。
この運転中、核分裂生成物の稀ガス元素（Ｋｒ，Ｘｅ）
は、塩に溶解しないので、カバーガスより約９９％が炉
外に分離される。
に安定かつ常圧の溶融弗化物（ 7ＬｉＦ−ＢｅＦ2 −Ｔ
ｈＦ4 − 239ＰｕＦ3 ）からなる塩は入口４，４・・・
より炉心７内に入り、各減速材１０，１３，１４への空
隙１２，１２，１６内を下から上に通って出口５より流
出する。而して駆動機構９により制御棒８を炉心７の中
心領域Ｉ内に挿入すると中性子の吸収が少なくなり、中
性子の密度が高まって従来の原子炉とは逆に反応が促進
される。この反応はプルトニウム 239Ｐｕが核分裂して
エネルギーを発生すると共に中性子を発生し、その中性
子の一部がトリウム 232Ｔｈに吸収されてそれをウラニ
ウム 233Ｕを転換する。その転換率は約９０％である。
この運転中、核分裂生成物の稀ガス元素（Ｋｒ，Ｘｅ）
は、塩に溶解しないので、カバーガスより約９９％が炉
外に分離される。
【００１０】燃料は 7ＬｉＦ− 239ＰｕＦ3 塩を、上記
塩のダンプタンクに随時添加することにより補給する。
またその際、汚れた燃料塩を少し取り去り、容量を一定
に保つ。
塩のダンプタンクに随時添加することにより補給する。
またその際、汚れた燃料塩を少し取り去り、容量を一定
に保つ。
【００１１】一方、炉から出た高温燃料塩は、二本の塩
ループ配管を流れて第１の熱交換器で二次系溶融塩〔Ｎ
ａＢＦ4 −ＮａＦ（９２−８モル％）〕に伝熱し、次に
第２の熱交換器で水に伝熱し、水蒸気を発生させ、ター
ビン発電を行う。効率は超臨界条件により約４３％を確
保できる。発生した中性子の一部がＴｈに吸収されて生
成した 233Ｕは１年もしくは２年程度毎に下部のドレイ
ンタンク２０及び弗素化装置２２で弗素化処理を行っ
て、燃料塩より分離回収し、他の一般溶融塩発電炉の燃
料として使用する。処理された燃料は、元の炉に戻さ
れ、Ｐｕなどを追加して再稼動し、Ｐｕ消滅、 233Ｕ生
産に供される。233Ｕ分離作業の機会に、一部の核分裂
・反応生成物の一部を、上記弗素化法のほか、蒸溜法、
酸化沈澱法、液体金属接触抽出法などで分離し、中性子
利用効率向上、腐食防止などに利用することができる。
その分離度合は、全体系の経済性が決定する。
ループ配管を流れて第１の熱交換器で二次系溶融塩〔Ｎ
ａＢＦ4 −ＮａＦ（９２−８モル％）〕に伝熱し、次に
第２の熱交換器で水に伝熱し、水蒸気を発生させ、ター
ビン発電を行う。効率は超臨界条件により約４３％を確
保できる。発生した中性子の一部がＴｈに吸収されて生
成した 233Ｕは１年もしくは２年程度毎に下部のドレイ
ンタンク２０及び弗素化装置２２で弗素化処理を行っ
て、燃料塩より分離回収し、他の一般溶融塩発電炉の燃
料として使用する。処理された燃料は、元の炉に戻さ
れ、Ｐｕなどを追加して再稼動し、Ｐｕ消滅、 233Ｕ生
産に供される。233Ｕ分離作業の機会に、一部の核分裂
・反応生成物の一部を、上記弗素化法のほか、蒸溜法、
酸化沈澱法、液体金属接触抽出法などで分離し、中性子
利用効率向上、腐食防止などに利用することができる。
その分離度合は、全体系の経済性が決定する。
【００１２】（実施例１）１５．５万kW（熱３５万kW）
出力の小型溶融塩発電炉（特願昭６０−２７２１６５号
の実施例参照）において、燃料塩に 7ＬｉＦ−ＢｅＦ2
−ＴｈＦ4 − 239ＰｕＦ3 （７１．７−１６−１２−
０．３ mol％）が使用された。なお、この炉は出力密度
は平均約１０kW th/liter と高い。239Ｐｕの初期装荷
量は約５３０kgである。これに１４６kg／年のＴｈと約
２６kg／年のＰｕが添加されつつ、２年間に約２５０kg
のＰｕが燃焼焼却された。２年後に、燃焼塩を処理タン
クに移して弗素とヘリウム混合ガスが吹き込まれ、約１
７０kgの 233ＵがＵＦ6 ガスとして分離された。再び塩
は炉に戻され、Ｐｕを約２２０kg添加して再稼動され
た。約２０年間に、約２．３ton のＰｕを消滅でき、約
１．５ton の 233Ｕを生産入手できた。
出力の小型溶融塩発電炉（特願昭６０−２７２１６５号
の実施例参照）において、燃料塩に 7ＬｉＦ−ＢｅＦ2
−ＴｈＦ4 − 239ＰｕＦ3 （７１．７−１６−１２−
０．３ mol％）が使用された。なお、この炉は出力密度
は平均約１０kW th/liter と高い。239Ｐｕの初期装荷
量は約５３０kgである。これに１４６kg／年のＴｈと約
２６kg／年のＰｕが添加されつつ、２年間に約２５０kg
のＰｕが燃焼焼却された。２年後に、燃焼塩を処理タン
クに移して弗素とヘリウム混合ガスが吹き込まれ、約１
７０kgの 233ＵがＵＦ6 ガスとして分離された。再び塩
は炉に戻され、Ｐｕを約２２０kg添加して再稼動され
た。約２０年間に、約２．３ton のＰｕを消滅でき、約
１．５ton の 233Ｕを生産入手できた。
【００１３】（実施例２）軽水炉の使用済燃料からのＰ
ｕ（ 239Ｐｕ： 240Ｐｕ： 241Ｐｕ： 242Ｐｕ＝５６．
５：２５．３：１３．２：５．０）を消滅させるため
に、１０万kW (熱２５万kW）出力の小型溶融塩発電炉に
おいて、燃料塩に 7ＬｉＦ−ＢｅＦ2 −ＴｈＦ4 −Ｐｕ
Ｆ3 （７１．８１−１６−１２−０．１９ mol％）が使
用された。この炉の出力密度は平均約４kW th/liter で
ある。Ｐｕの初期装荷量は約３９０kgであり、さらに約
３２０kgのＰｕと、２２０kgのＴｈを１０００日間にわ
たり添加しつつ運転し、約２４０kgのＰｕを燃焼させ
た。１０００日後に燃料塩を処理タンクに移し、弗素化
を行い、約１９０kgの 233Ｕを、ＵＦ6 として分離し
た。その後、塩は再び炉に戻され、Ｐｕを約２８０kg添
加して再稼動された。この炉では、２０年間に軽水炉か
らのＰｕを約１．７ton 消滅でき、約１．４ton の 233
Ｕを生産できた。
ｕ（ 239Ｐｕ： 240Ｐｕ： 241Ｐｕ： 242Ｐｕ＝５６．
５：２５．３：１３．２：５．０）を消滅させるため
に、１０万kW (熱２５万kW）出力の小型溶融塩発電炉に
おいて、燃料塩に 7ＬｉＦ−ＢｅＦ2 −ＴｈＦ4 −Ｐｕ
Ｆ3 （７１．８１−１６−１２−０．１９ mol％）が使
用された。この炉の出力密度は平均約４kW th/liter で
ある。Ｐｕの初期装荷量は約３９０kgであり、さらに約
３２０kgのＰｕと、２２０kgのＴｈを１０００日間にわ
たり添加しつつ運転し、約２４０kgのＰｕを燃焼させ
た。１０００日後に燃料塩を処理タンクに移し、弗素化
を行い、約１９０kgの 233Ｕを、ＵＦ6 として分離し
た。その後、塩は再び炉に戻され、Ｐｕを約２８０kg添
加して再稼動された。この炉では、２０年間に軽水炉か
らのＰｕを約１．７ton 消滅でき、約１．４ton の 233
Ｕを生産できた。
【００１４】
【発明の効果】発明の効果を摘記すると以下の通りであ
る。 （１）Ｐｕをより多く燃焼させることができる。Ｔｈか
ら生成した 233Ｕは随時分離され、Ｐｕに比べ平均約１
０％以下に保持されるので、Ｐｕの燃焼率は核分裂され
る物質全体の約８５％以上９５％程度にもなる。 （２）Ｐｕ燃焼のみでなく、核分裂で発生する中性子の
有効利用のため、Ｔｈから 233Ｕを生産するが、余り炉
内に置かない為に、燃焼する 233Ｕは少なく、大部分は
回収されて別の炉に利用できる。この炉は転換率が約
０．８以上と高いので、消費されたＰｕがほぼ同量（７
０〜９０％）の 233Ｕに転換されたこととなる。 （３）しかも、その際、発電が行われる。分離作業は１
年以上、場合により３〜５年毎とすることもできるの
で、発電機能もそれ程阻害されない。また、炉を運転し
つつ、バイパス回路で連続的に分離することもできる。 （４）運転中に消費した核分裂性物質の大部分は 233Ｕ
として再生されるので、余り反応度の変化は著しくな
い。即ち運転・保守作業は容易である。
る。 （１）Ｐｕをより多く燃焼させることができる。Ｔｈか
ら生成した 233Ｕは随時分離され、Ｐｕに比べ平均約１
０％以下に保持されるので、Ｐｕの燃焼率は核分裂され
る物質全体の約８５％以上９５％程度にもなる。 （２）Ｐｕ燃焼のみでなく、核分裂で発生する中性子の
有効利用のため、Ｔｈから 233Ｕを生産するが、余り炉
内に置かない為に、燃焼する 233Ｕは少なく、大部分は
回収されて別の炉に利用できる。この炉は転換率が約
０．８以上と高いので、消費されたＰｕがほぼ同量（７
０〜９０％）の 233Ｕに転換されたこととなる。 （３）しかも、その際、発電が行われる。分離作業は１
年以上、場合により３〜５年毎とすることもできるの
で、発電機能もそれ程阻害されない。また、炉を運転し
つつ、バイパス回路で連続的に分離することもできる。 （４）運転中に消費した核分裂性物質の大部分は 233Ｕ
として再生されるので、余り反応度の変化は著しくな
い。即ち運転・保守作業は容易である。
【図１】本発明の一実施例の縦断面図である。
【図２】図１におけるＡ−Ａ線断面図である。
【図３】（イ）（ロ）は炉心の２つの領域における減速
材の平面図である。
材の平面図である。
【図４】その炉心の各領域の寸法を示す説明図である。
Ｉ 中心領域 II 周辺領域 III ブランケット領域 ７ 炉心 １０，１３，１４ 減速材 １２，１２，１６ 空隙
Claims (2)
- 【請求項１】 減速材を配置した炉心の空隙内はウラン
の回収装置に連通すると共にこの空隙内にはトリウムＴ
ｈ及びプルトニウムＰｕよりなる液体核燃料を充填し、
このトリウムＴｈから生成したウラン 233Ｕは回収装置
により随時分離され、代わりにプルトニウムＰｕが追加
されて燃焼を促進するようにしたことを特徴とする液体
核燃料を用いたプルトニウム消滅核反応炉。 - 【請求項２】 上記ウランの回収装置はドレインタンク
２０と弗素化装置２２とよりなる請求項１に記載の液体
核燃料を用いたプルトニウム消滅核反応炉。
Priority Applications (5)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP33082593A JP3326759B2 (ja) | 1993-12-27 | 1993-12-27 | 液体核燃料を用いたプルトニウム消滅核反応炉 |
| EP94104486A EP0617430B1 (en) | 1993-03-24 | 1994-03-22 | Plutonium annihilating nuclear reactor with use of liquid nuclear fuel |
| DE69407459T DE69407459T2 (de) | 1993-03-24 | 1994-03-22 | Plutonium zerstörender Kernreaktor mit Verwertung flüssigen Kernbrennstoffes |
| CN94104894A CN1100555A (zh) | 1993-03-24 | 1994-03-23 | 使用液体燃料的钚湮没核反应堆 |
| RU94009850A RU2137222C1 (ru) | 1993-03-24 | 1994-03-24 | Уничтожающий плутоний ядерный реактор с жидкосолевым ядерным топливом (варианты) |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP33082593A JP3326759B2 (ja) | 1993-12-27 | 1993-12-27 | 液体核燃料を用いたプルトニウム消滅核反応炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07191171A JPH07191171A (ja) | 1995-07-28 |
| JP3326759B2 true JP3326759B2 (ja) | 2002-09-24 |
Family
ID=18236969
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP33082593A Expired - Lifetime JP3326759B2 (ja) | 1993-03-24 | 1993-12-27 | 液体核燃料を用いたプルトニウム消滅核反応炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3326759B2 (ja) |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US20050069075A1 (en) * | 2003-06-04 | 2005-03-31 | D.B.I. Century Fuels And Aerospace Services, Inc. | Reactor tray vertical geometry with vitrified waste control |
| JP2009036606A (ja) * | 2007-08-01 | 2009-02-19 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子炉 |
| JP2014013149A (ja) * | 2012-07-03 | 2014-01-23 | Thorium Tech Solution Inc | ウラン・トリウムハイブリッドシステム |
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-
1993
- 1993-12-27 JP JP33082593A patent/JP3326759B2/ja not_active Expired - Lifetime
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| JPH07191171A (ja) | 1995-07-28 |
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