JP6325533B2 - 原子炉のための液体金属冷却材の製造方法 - Google Patents

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Description

いくつかの例示的実施形態は一般に液体金属冷却材の製造方法に関し、より具体的には金属ナノ粒子の添加によって液体金属冷却材の中性子特性を変化させる方法に関する。
原子炉はさまざまな冷却材を使用し、高速炉は高速中性子によって持続する核分裂連鎖反応を利用する。高速炉では液体金属冷却材(例えば、鉛またはナトリウム)が用いられる。なぜなら、この種の冷却材は中性子にあまり影響を与えず減速も少ないためである。しかし、例えばナトリウム冷却材は空気に触れると燃焼し、さらに腐食性をもつため、安全上の問題が生じる。
米国特許出願公開第2011/210285号明細書
例示的実施形態では、原子炉冷却材の性能、エネルギー効率、および/または原子炉の燃料性能が向上する液体金属冷却材の製造方法を提供する。この方法は、液体金属冷却材の中性子特性を変化させるために液体金属冷却材にナノ粒子を添加する工程を含む。ナノ粒子は液体金属冷却材とは異なる中性子特性を有する。
例示的実施形態の上記および他の特徴や利点は、添付の図面を参照しながら例示的実施形態を詳細に記述することによってさらに明確になるだろう。添付の図面は例示的実施形態を示すためのものであり、特許請求の範囲の本来の範囲を限定するものと解釈するべきではない。明記される場合を除き、添付の図面は縮尺が正しいと考えてはならない。
ある例示的実施形態による液体金属冷却材の製造方法の概略図である。
本明細書では詳細な例示的実施形態が開示される。しかし、本明細書に開示される構造および機能の具体的詳細は例示的実施形態を説明するための代表例にすぎない。一方、例示的実施形態は多くの代替的形態において実現されうるため、本明細書に記載される実施形態のみに限定されると見なすべきではない。
したがって、例示的実施形態はさまざまな改変および代替的形態が可能であるが、図面では一例として一部の実施形態が示されており、本明細書ではそれについて詳細に説明する。しかし、開示される特定の形態に例示的実施形態を限定する意図はなく、例示的実施形態はむしろ例示的実施形態の範囲内に収まるあらゆる改変物、均等物、および代替物を含むことを理解するべきである。図の説明において同じ番号は同等の要素を表している。
本明細書ではさまざまな要素を示すために第1、第2等の語が使用されうるが、そのような要素はこれらの語によって限定されるべきでないことは理解されるだろう。これらの語は要素の区別のために用いられるにすぎない。例えば、例示的実施形態の範囲から逸脱することなく、第1の要素は第2の要素と呼ぶことが可能であり、同様に、第2の要素を第1の要素と呼ぶことが可能である。また本明細書において「および/または」の語は関連する掲載項目の1つ以上によるあらゆる組み合わせを含む。
ある要素が別の要素に「接続されている」もしくは「結合されている」と言うとき、それは相手の要素に直接的に接続もしくは結合されていてもよく、介在する要素が存在してもよいことは理解されるだろう。逆に、ある要素が別の要素に「直接接続されている」もしくは「直接結合されている」と言うとき、介在する要素は存在しない。要素間の関係の記述に用いられる他の語も同様に解釈するべきである(例えば、「〜の間」と「〜のすぐ間」、「〜の隣」と「〜のすぐ隣」など)。
本明細書に用いる語句は特定の実施形態のみを記述することを目的とし、例示的実施形態を限定するものではない。本明細書において単数形は複数形も含む。ただし、そうでないことが文脈から明らかな場合を除く。「備える」、「備えている」、「含む」、および/または「含んでいる」の語は、本明細書に使用する場合、記載の特徴、整数値、工程、動作、要素、および/または構成要素の存在を示すものであり、1つ以上の他の特徴、整数値、工程、動作、要素、構成要素、および/またはその集まり/群の存在もしくは追加を排除するものではないこともさらに理解されるだろう。
また、一部の代替的実現では、記載される機能/作用が図示したものと異なる順序で生じることがある。例えば、連続して示す2枚の図は、関与する機能/作用に応じて、実際には実質的に同時に実行されてもよく、ときに逆の順序で実行されてもよい。
図1はある例示的実施形態による液体金属冷却材の製造方法の概略図である。容器3は液体金属冷却材2を含み、そこにナノ粒子1が添加される。容器3は原子炉の従来の一次冷却系でもよく、単独の管もしくは容器でもよい。ナノ粒子1は中性子特性を変化させるために液体金属冷却材2に添加される。
ナノ粒子1は液体金属冷却材2とは異なる中性子特性(例えば、中性子吸収、中性子の減速など)を有する。中性子特性(以下に詳述する)は、中性子吸収断面積(バーン、すなわち10-24cm2の単位で測定される)、中性子減速特性(減速材原子との衝突における中性子の平均レサジー増加によって測定される)、および中性子散乱断面積(バーンの単位で測定される)の1つを含みうる。
ナノ粒子1は約350℃で液体金属冷却材2中に分散しうる。ナノ粒子1の直径は約10〜50nmでありうる。得られる溶液は約24時間にわたって同じ温度に維持しうる。例示的実施形態はこれには限定されず、上記条件はナノ粒子の金属によって変動しうる。
ナノ粒子は、液体金属冷却材の金属とは異なる中性子断面積および原子量の少なくともいずれかをもつ金属を含む。例えば、ナノ粒子に含まれる金属はハフニウム、ホウ素、鉄、ニッケル、マンガン、クロム、およびガドリニウムのいずれか(例えばハフニウム)でありうる。液体金属冷却材の金属は、例えば、液体ナトリウム、鉛ビスマス、またはナトリウムカリウムのいずれかである。
液体金属冷却材2中に存在するナノ粒子1の濃度はいくつかの方法(例えば、直接または連続オンライン測定法)のいずれかで測定しうる。例えば、ナノ粒子1の濃度は、例えば質量分析計を用いるなどの化学的手段によって液体金属冷却材2をサンプリングすることによって直接測定できる。
液体金属冷却材2中に存在するナノ粒子1の濃度は、例えばナノ粒子1の放射化生成物に基づく、冷却材中のγ信号の強度を測定することにより、連続的に測定しうる。例えば、ナノ粒子1中に存在する金属(例えばHf−181)の崩壊によって生じる482keVのγ信号の強度を測定することで、液体金属冷却材2中のHf含有量が測定できる。
ある例示的実施形態に関わる方法において、液体金属冷却材2(例えば液体ナトリウム冷却材)の金属より中性子吸収断面積が大きいナノ粒子1(例えばハフニウム)を液体金属冷却材2に添加する。得られる分散系の有効中性子吸収断面積は、液体ナトリウムの吸収断面積と金属ナノ粒子の吸収断面積とを分散系に存在するそれぞれの原子数で重み付けした組み合わせである。ある例示的実施形態において、有効中性子吸収断面積は液体金属冷却材2中のナノ粒子1の濃度に正比例して増加する。
ある例示的実施形態において、分散系の有効中性子吸収断面積を制御するためにナノ粒子1を少しずつ液体金属冷却材2に添加しうる、または液体金属冷却材2から除去しうる。
ある例示的実施形態において、ナノ粒子1は液体金属冷却材2に必ずしも溶解しないが、液体金属冷却材2の中性子吸収特性に対する効果は同じであり、分散系の反応度について通常の動作(例えば制御棒の抜き差し)とは異なる制御を提供する。
ある例示的実施形態において、ナノ粒子1は比較的速いペースで比較的高濃度で液体金属冷却材2に添加しうる。ナノ粒子1のこの添加は能動的に作動させてもよく、原子炉の設計しきい値に達したときに受動的に行われてもよい(例えば、冷却材温度が所望しきい値を超えたときにナノ粒子が自動的に添加される)。
ナノ粒子1の添加は分散系に比較的即効的かつ大きな負の反応度をも与えうる。それにより、炉心内の核分裂連鎖反応を停止するのに十分なだけ、有効中性子吸収断面積を増加させる。この効果は沸騰水型原子炉(BWR)に備わるホウ酸水注入系に似ている。これは核分裂連鎖反応を停止させるために炉心内の溶液にホウ酸を添加するシステムである。
ある例示的実施形態において、ナノ粒子1は必ずしも液体金属冷却材2に溶解しないが、液体金属冷却材2の中性子吸収特性に対する効果は同じであり、通常の動作(例えば制御棒の抜き差し)とは別に原子炉を停止することができる分散系を提供する。
これまで例示的実施形態について説明してきたが、同一のものを多くの様式で変形しうることは明らかだろう。そのような変形は例示的実施形態の意図される精神および範囲から逸脱したものと見なされるべきではなく、当業者には自明であろうそのような変形は、すべて以下に示す特許請求の範囲の範囲内に含まれると考える。
1 ナノ粒子
2 液体金属冷却材
3 容器

Claims (4)

  1. 原子炉のための液体金属冷却材(2)の製造方法であって、
    前記液体金属冷却材(2)の中性子特性を変化させるために前記液体金属冷却材(2)に、10〜50nmの直径を有する粒子(1)を添加する工程を含み、
    前記粒子(1)は、前記液体金属冷却材(2)とは異なる中性子特性を有する金属を含み、該金属は、ハフニウムを含み、
    粒子(1)を添加する前記工程は、直接測定法および連続オンライン測定法のいずれか1つによって前記粒子(1)の濃度を測定する工程を含み、
    前記粒子(1)の濃度を測定する前記工程は、前記粒子(1)中に存在する金属の崩壊によるγ信号の強度を測定して、前記液体金属冷却材(2)中の該金属の含有量を求める工程を含む、
    方法。
  2. 粒子(1)を添加する前記工程は、前記液体金属冷却材(2)に前記液体金属冷却材(2)の金属とは異なる中性子断面積および原子量の少なくともいずれかを有する前記金属を添加する工程を含む、請求項1に記載の方法。
  3. 前記液体金属冷却材(2)に金属を添加する前記工程は、前記金属を液体ナトリウム、鉛ビスマス、およびナトリウムカリウムのいずれかに添加する工程を含む、請求項2に記載の方法。
  4. 前記中性子特性は、中性子吸収断面積、中性子減速特性、および中性子散乱断面積のいずれかを含む、請求項1から3のいずれかに記載の方法。
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Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104404296B (zh) * 2014-11-24 2016-08-24 安徽科技学院 一种核反应堆用铅铋合金的制备方法
CN111344806A (zh) * 2017-11-20 2020-06-26 泰拉能源公司 钠-锡冷却剂和钠-锡-铅冷却剂

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3715270A (en) * 1968-01-30 1973-02-06 Ikaea Nuclear reactors
US3989945A (en) * 1974-06-14 1976-11-02 Westinghouse Electric Corporation Method for determining the concentration of fission products in a reactor coolant
US7147823B2 (en) * 2002-04-15 2006-12-12 Battelle Energy Alliance, Llc High temperature cooling system and method
DE10227779A1 (de) 2002-06-21 2004-01-08 Studiengesellschaft Kohle Mbh Monodisperse, magnetische Nanokolloide einstellbarer Größe und Verfahren zu deren Herstellung
JP3935870B2 (ja) * 2003-04-21 2007-06-27 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 金属等のナノサイズ超微粒子を分散させた液体アルカリ金属
US6724854B1 (en) * 2003-06-16 2004-04-20 General Electric Company Process to mitigate stress corrosion cracking of structural materials in high temperature water
JP3930495B2 (ja) * 2004-06-16 2007-06-13 三菱重工業株式会社 ニッケル超微粒子分散液体ナトリウムの製造方法、装置、液体ナトリウムの漏洩検出方法
WO2008005590A2 (en) * 2006-02-22 2008-01-10 University Of Florida Research Foundation, Inc. Nuclear reactor having efficient and highly stable thermal transfer fluid
KR101020784B1 (ko) * 2009-03-19 2011-03-09 한국원자력연구원 초임계압수냉각원자로의 비상노심냉각장치에 사용되는 중성자 흡수 물질이 균일하게 분산된 냉각수
US8233581B2 (en) 2009-03-31 2012-07-31 Westinghouse Electric Company Llc Process for adding an organic compound to coolant water in a pressurized water reactor
JP5364948B2 (ja) * 2010-02-26 2013-12-11 独立行政法人日本原子力研究開発機構 ナノ粒子分散アルカリ液体金属の製造方法
JP2011179070A (ja) * 2010-03-01 2011-09-15 Japan Atomic Energy Agency ナノ粒子分散液体アルカリ金属およびその製造方法
JP2011220731A (ja) 2010-04-06 2011-11-04 Hidetsugu Ikegami 融合連鎖反応による核融合反応装置
KR101322441B1 (ko) * 2012-04-10 2013-10-28 국립대학법인 울산과학기술대학교 산학협력단 산화토륨 나노유체 원자로 냉각재 및 이를 이용한 원자로

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