JP7136449B2

JP7136449B2 - プルトニウム消滅型の熔融塩原子炉、それを用いた発電システム、及び、プルトニウム消滅型の熔融塩原子炉の運転方法

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Publication number: JP7136449B2
Application number: JP2018228058A
Authority: JP
Inventors: 律夫吉岡; 紘史三田地; 崇渡邉
Original assignee: THORIUM TECH SOLUTION INC.
Current assignee: THORIUM TECH SOLUTION INC.
Priority date: 2018-12-05
Filing date: 2018-12-05
Publication date: 2022-09-13
Anticipated expiration: 2038-12-05
Also published as: JP2020091178A

Description

本発明は、プルトニウム消滅型の熔融塩原子炉、それを用いた発電システム、及び、プルトニウム消滅型の熔融塩原子炉の運転方法に関する。

プルトニウム消滅を目的とした熔融塩炉（熔融塩原子炉）としては、従来、下記特許文献１に示される、プルトニウム及びトリウムを含む液体核燃料（熔融塩燃料）を用いた、プルトニウム消滅核反応炉（トリウム熔融塩炉）が存在する。

トリウム熔融塩炉は、リチウムとベリリウムの混合弗化物（ＬｉＦ-ＢｅＦ_２）に、親物質（中性子を吸収して核分裂性物質となる物質）としてトリウムを混合し、さらに核分裂性物質としてウラン（ウラン２３３又はウラン２３５）又はプルトニウムを混合し、液体燃料として用いる。
トリウム熔融塩炉は、プルトニウムの消滅を図ると共に、トリウムから生成したウラン２３３を回収装置により分離し精製することで、核燃料として再利用することが可能な原子炉である。

一般に熔融塩炉は炉心内に減速材を備え、液体燃料（熔融塩燃料）が減速材の中を流れる際に、核反応を起こし、エネルギーを発生させる。減速材のない、熱交換器等の冷却系統では、核反応は起こらず、臨界状態に達することはない。

一般に熔融塩炉は、燃料が液体であるため、固形燃料と比較して、燃料破損が起きない点や、水素爆発が起こらないことなど、安全な原子炉として、近年注目されている。

特許第３３２６７５９号

現在、世界中の原子力発電所の大部分を占める軽水炉は、核燃料として低濃縮ウランをペレット状に固めた固形燃料を使用しており、その使用済み燃料にはプルトニウムが含まれる。プルトニウムは放射性物質で、その半減期が２万年以上で、かつ核兵器原料であるため、その処分が問題となっている。

また、低濃縮ウランの使用済み燃料には、プルトニウムの約１/１０程度の量の超ウラン元素（ネプチニウム、アメリシウム、キューリウム）が含まれ。これらも半減期が長く、例えば、ネプチニウム２３７の半減期は２００万年であり、これらの処分も問題となっている。プルトニウムや超ウラン元素は原子であるため、化学反応では分解できず、消滅させるには中性子を当てて核分裂させるなどの核反応以外に方法はない。

日本では２０１８年時点において、約１７，０００トンの使用済み燃料が取り出されており、一部は既に国内外で再処理されてプルトニウムが取り出されているが、大部分は使用済み燃料に残ったままである。これらの残った使用済み燃料も再処理することを想定すると、合計で約１５０トンのプルトニウムを処分する必要がある。

そのため、効率の良いプルトニウムの消滅方法が必要である。プルトニウムの消滅速度を最大限に上げるためには、炉心内の核反応において、できるだけ多くの中性子をプルトニウムに吸収させる必要がある。特許文献１では減速材を配置した炉心内の中性子の一部がトリウムに吸収されている。従って、プルトニウム消滅速度を最大限に上げるには、トリウムに吸収される中性子もプルトニウムに吸収させることが有効である。

そこで、本発明は、プルトニウム消滅を適切に行うことができるプルトニウム消滅型の熔融塩原子炉、それを用いた発電システム、及び、プルトニウム消滅型の熔融塩原子炉の運転方法を提供することを課題とする。

前記課題を解決した本発明のプルトニウム消滅型の熔融塩原子炉は、炉心を備え、プルトニウムを含む熔融塩が、燃料かつ冷却媒体として前記炉心に循環供給され、前記熔融塩には、トリウム、及び／又は、ウラン２３８が含まれ、その含有量が、０モル％～５モル％であることを特徴とする。
なお、後記する本発明の実施形態１で用いる液体燃料は、プルトニウムを含みトリウムを含まないものである（トリウム０モル％）。
従来、軽水炉等では、固形燃料が使われていたため、原子炉内での事故時反応度を抑制するために、トリウムを削除することはできなかった。しかし、今回の熔融塩燃料のような液体燃料において、トリウムを削除したとしても、液体燃料の膨張のみで、十分な事故時反応度抑制効果が得られたため、トリウムを削除した熔融塩原子炉を可能とした。また、そのことにより、従来と比較して、プルトニウムの消滅速度を向上させることに成功した。

なお、「及び／又は」の意味は、ＪＩＳＺ８３０１（規格票の様式及び作成方法）に定義されているとおりである。ちなみに、トリウムもウラン２３８も含有量が０モル％である場合も本発明の範囲に含まれる。また、トリウムの含有量が０モル％でウラン２３８の含有量が５モル％の場合も、逆にトリウムの含有量が５モル％でウラン２３８の含有量が０モル％の場合も本発明の範囲に含まれる。ちなみに、トリウムとウラン２３８の双方を含有する場合は、合計した含有量が５モル％以下となる。

また、トリウム削除により事故時反応度抑制効果が十分でない場合において、実施形態２として、トリウムを１％以上５％以下の量で含ませることで、事故時反応度抑制効果を高く保ち、かつ、プルトニウムの核反応速度の向上も可能であることを特徴とする。

また、熔融塩燃料に、超ウラン元素を含ませることにより、高い効率でプルトニウムを消滅させ、かつ、超ウラン元素も同時に消滅させることが可能である。

プルトニウムを消滅させるトリウム熔融塩原子炉（プルトニウム消滅型の熔融塩原子炉）の特徴として、燃料とするプルトニウムが存在しなくなった際に、その原子炉の稼動継続をどうするかといった問題があった。しかし本発明では、プルトニウムの代わりに、低濃縮ウラン及びトリウムを含む液体の熔融塩燃料を用いることで、発電システムとして、原子炉を稼働し続けることを可能とした。
その他の解決手段については、後記する実施形態で詳細に説明する。

本発明によれば、プルトニウム消滅を適切に行うことができるプルトニウム消滅型の熔融塩原子炉、それを用いた発電システム、及び、プルトニウム消滅型の熔融塩原子炉の運転方法を提供することが可能となった。

本発明におけるプルトニウム消滅型の熔融塩原子炉、及び、それを用いた発電システムの概念図である。トリウムの事故時反応度抑制効果を示す図である。

本発明、即ち、プルトニウム消滅型の熔融塩原子炉、それを用いた発電システム、及び、プルトニウム消滅型の熔融塩原子炉の運転方法の実施形態について図面を参照して詳細に説明する。説明において、同一の要素には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。

本発明の実施形態で用いる液体燃料（熔融塩燃料）は、ベース（母材）としてリチウムとベリリウムの混合弗化物（ＬｉＦ－ＢｅＦ₂）が最適と考えられる。そのため、本実施形態では、ＬｉＦ－ＢｅＦ₂を例に挙げて説明するが、本実施形態はこれに限定されず、例えばＬｉＦ－ＢｅＦ₂の代わりに、リチウムのみの弗化物（ＬｉＦ）、あるいは、ＬｉＦ- ＮａＦ-ＫＦのような３種類の混合塩も使用可能である。また、ナトリウム塩化物（ＮａＣＬ）なども使用可能である。

図１は、本発明の実施形態における、プルトニウム消滅型の熔融塩原子炉、及び、それを用いた発電システム１００の概略図である。
図１に示すように、発電システム１００は、プルトニウム消滅型の熔融塩原子炉（以下適宜「熔融塩炉」という）１０、一次系循環ポンプ２０、熱交換器３０、燃料注入装置４０、二次系循環ポンプ５０、蒸気発生器６０、蒸気タービン７０、発電機８０、ドレイン回収装置９０等を備える。

このうち、一次系１は、燃料塩が循環する設備の全てで、具体的には、一次系循環ポンプ２０、熱交換器３０などを含んで構成されている。なお、この一次系１には、燃料注入装置４０が接続されている。また、二次系２は、二次系循環ポンプ５０、熱交換器３０、蒸気発生器６０を含んで構成されている。また、発電系３は、蒸気発生器６０、蒸気タービン７０、発電機８０で構成されている。ちなみに、一次系循環ポンプ２０は、ポンプ本体２０ａと電動機２０ｂを含んで構成されている。また、二次系循環ポンプ５０も、ポンプ本体５０ａと電動機５０ｂを含んで構成されている。ちなみに、電動機２０ｂと電動機５０ｂは、蒸気駆動のタービンとすることができる。

まず、発電システム１００の中核をなす熔融塩炉１０は、炉心１０ａと、制御棒１１と、空隙部１２と、黒鉛１３と、を備えている。制御棒１１は熔融塩炉１０の上部に取り付けられており、中性子を吸収する素材でできている。制御棒が差し込まれると、炉心内の中性子を吸収して、臨界状態（核分裂による連鎖反応が継続する状態）を防ぎ、原子炉を停止することができる。
減速材として黒鉛１３を採用し、リチウムとベリリウムの混合弗化物（ＬｉＦ-ＢｅＦ_２）を母材とした熔融塩燃料Ｆが空隙部１２を流れている。

黒鉛１３は減速材であり、炭素原子でできた柱状のブロックの貫通孔（空隙部）を熔融塩燃料Fが流れている。黒鉛１３は、熔融塩燃料Ｆと反応せず、また、中性子吸収がほとんどないことから、本実施形態では、適用が好ましい黒鉛１３を減速材とした。減速材は、核分裂により放出される中性子（高速中性子）の速度を落とすために配置され、中性子の速度を落とすことにより、プルトニウムに吸収されやすくなり、プルトニウムの消滅速度を高めている。

核燃料中のプルトニウムは主に核分裂により消滅していく。一方、この核分裂により熱エネルギーが発生する。熔融塩燃料Ｆは、炉心１０ａの下部に位置する、流入部１５から流入し、燃料として、また、冷却材として、黒鉛１３の空隙部１２を流れ、炉心１０ａ上部の流出部１４から外部へ流出して、一次系循環ポンプ２０によって一次系１を循環する。

この核分裂により発生した熱エネルギーは、後記するように、熱交換器３０によって一次系１から二次系２に伝熱され、また、二次系２から発電系３へと伝熱され、発電用の熱エネルギーとして利用される。

即ち、流出部１４から炉心１０ａ（熔融塩炉１０）の外部へ流出した熔融塩燃料Ｆは、流入口ｋ１から熱交換器３０の一次系１側に入り、熱交換器３０を通過する。熔融塩燃料Ｆは、その際に二次系２へと伝熱されて冷却され、熱エネルギーとなる熱を、二次系２の二次塩３１に伝熱した後、流出口ｋ２を通って、熱交換器３０の外部へ出る。

プルトニウムの消滅に伴い、炉心１０aでの核反応が低下し、熔融塩炉１０の出力も低下していくため、新たなプルトニウムを適宜、熔融塩炉１０に補給して、一定の出力を維持するように運転する。本発明に係る実施形態の発電システム１００では、上記の燃料補給の際に、軽水炉のような原子炉とは異なり、熔融塩炉１０（発電システム１００）を停止する必要がなく、運転中に、適宜、燃料注入装置４０から燃料を補給することが可能である。

流出口ｋ２から熱交換器３０の一次系１側を通過した熔融塩燃料Ｆは、燃料として、また、冷却材として、再び炉心１０ａの下部に位置する、流入部１５から炉心１０ａへ戻る。なお、その途中に備えられた、燃料注入装置４０によって炉心１０ａ内の核分裂反応で消滅したプルトニウムの補給を行っている。

一次系１を循環する熔融塩燃料Ｆは、炉心１０ａ内で核反応によって高温となり、前記のように熱交換器３０を通過する。高温の熔融塩燃料Ｆが熱交換器３０を通過することによって、二次系２を流れる二次塩３１へと熱が伝わる。伝熱した二次塩３１は熱交換器３０の二次系の流出口ｈ１から発電系３へと移動する。
発電系３は、前記のように、蒸気発生器６０と、蒸気タービン７０と発電機８０とを備える。
蒸気発生器６０において、二次系２から流れてくる二次塩３１の熱によって、蒸気（高温の水蒸気）を発生させる。蒸気発生器６０によって発生した蒸気が蒸気タービン７０を回転させることにより、この蒸気タービン７０と回転軸を介して接続された発電機８０を回転させ、発電する。なお、蒸気タービン７０を回転させた後の蒸気は、図示しない復水器によって冷却され、液体の水に復水される。

なお、二次塩３１は蒸気を発生した後、二次系循環ポンプ５０によって二次系２を循環され、再びｈ２から熱交換器３０（その二次系２側）に入る。

本発明の実施形態の熔融塩炉１０は小型炉から１００万ＫＷｅの大型炉まで、ほぼ同一の設計で建設可能であるが、短い建設期間や低い初期投資額の点から、２５万ＫＷｅクラスの小型炉であることが好ましい。

ドレイン回収装置９０は、ドレインタンク９０ａとフリーズ弁９０ｂを備え、ドレインタンク９０ａは、フリーズ弁９０ｂを介して熔融塩炉１０の下部に繋がれている。

不測の事態が発生した際に、炉心１０ａ内の熔融塩燃料Ｆを重力によってドレインタンク９０ａに自動排出し、安全装置として機能する。冷却機能等が機能せず、炉心１０ａ内の熔融塩燃料Ｆが過熱した際に、フリーズ弁９０ｂが溶け電気系統を必要とせずに、自動で排出される仕組みである。なお、ドレインタンク９０ａの内部に黒鉛１３のような減速材が存在しないので、核反応は起こらない。なお、ドレインタンク９０ａには、熔融塩燃料Ｆ（一次塩）が通常運転時は存在せず、異常時のみ存在するが、図１では、一次塩が存在する可能性のある部分を全て「一次系１」としている。

＜実施形態１＞
実施形態１において、熔融塩燃料Ｆは、ＬｉＦ-ＢｅＦ_２の濃度は９９．７モル％（熔融塩中の分子数の割合を％で示す指標）、プルトニウムの濃度は０．３モル％程度である。このプルトニウム濃度は原子炉を臨界にするのに最低限に必要な値であって、原子炉の大きさなどによって若干の変動はありえる。但し、本原子炉の例では、これ以上低い値、例えば０．２モル％とすると、原子炉を臨界にできず、運転できなくなる。一方、これ以上の高い値、例えば２倍の０．６モル％とすることは設計上では可能であるが、それによってプルトニウムの消滅速度が２倍になる訳ではない。それは、トリウムのない本原子炉、即ちトリウムの含有量が０モル％の熔融塩燃料では、他に中性子を吸収する物質がほとんどないため、プルトニウムの消滅速度は、原子炉内での総核分裂量、ひいては総発電量で決まるからである。従って、プルトニウム濃度は最低限必要な値とするのが最適である。

本来、トリウムは、原子炉出力が増加した場合に核分裂反応が抑制されるという特徴（事故時などにおける反応度抑制効果）を有しているが、トリウムを削除すると、即ちトリウムの含有量を０モル％にすると、この効果が無くなり、プルトニウムのみの反応度係数では不十分であった。しかし、熔融塩炉１０のような液体燃料炉では、炉心１０ａの出力が増加しても、液体状の熔融塩燃料Ｆが膨張し、トリウムが無くても、核分裂反応を抑制するという特徴を発見し、安全上の問題がない事が判明した。そのため、本実施形態ではトリウムを削除した（即ちトリウムを含まない）熔融塩燃料Ｆを用いることが可能であり、プルトニウムの消滅効率を高めることができる。

本実施形態１によれば、熔融塩燃料Ｆからトリウムを削除したことにより、プルトニウム消滅速度を３０％程度向上させるプルトニウム消滅型の熔融塩原子炉を提供することができる。２５万ＫＷｅの小型原子炉の場合、年間約０．２８トンのプルトニウムを消滅処理可能であり、４０年間では約１１トンを処理できる。従って、約１４基の２５万ＫＷｅの本実施形態の熔融塩炉１０を建設すれば、４０年間で１５０トンのプルトニウムを処理できる。ちなみに、熔融塩燃料Ｆからトリウムを削除とは、熔融塩燃料Ｆにトリウムを含まないことであるが、本明細書では、不可避的にトリウムが熔融塩燃料Ｆに含まれる場合も、トリウムを含まないに該当するものとする。

＜実施形態２＞
前記した実施形態１では、プルトニウムを含みトリウムを含まない熔融塩燃料Ｆ（ＬｉＦ-ＢｅＦ_２の濃度は９９．７モル％、プルトニウムの濃度は０．３モル％）を使用した。また、前記した実施形態１では、トリウムを含まないため、トリウムによる、事故時反応度抑制効果を得ることができない。
そこで、熔融塩炉１０における液体膨張のみでは不十分な場合に備えて、実施形態２では、少量のトリウムを熔融塩燃料Ｆに含ませることができる例を示す。図２に示すように、トリウムは比較的少量でも有効な事故時反応度抑制効果がある。そのため、トリウムの含有量は１モル％から５モル％が好ましく、さらに好ましくは、１モル％から２モル％である。また、この場合トリウムから発生するウラン２３３は極めて少量であり、プルトニウム消滅に与える影響は小さい。
なお、トリウムの代わりに、ウラン２３８を使用することも可能である。ウラン２３８は、トリウムと同程度の事故時反応度抑制効果を有しており、使用形態としては、ウラン２３８を９９．３％含有する天然ウランが安価である。ただし、ウラン２３８が中性子を吸収すると新たなプルトニウムが生成し、プルトニウム消滅速度が若干損なわれるので、使用量は１モル％から５モル％が好ましく、さらに好ましくは１モル％から２モル％である。
あるいは、トリウムとウラン２３８を併用し、合計量で１モル％から５モル％の含有量が好ましく、さらに好ましくは１モル％から２モル％として、ウラン２３８やトリウムの使用量（含有量）を更に低減することができる。

本実施形態２の熔融塩燃料Ｆの濃度は、例えば、ＬｉＦ-ＢｅＦ_２の濃度が９８．７モル％、プルトニウムの濃度は０．３モル％で、トリウムの含有量が１．０モル％である。

＜実施形態３＞
前記した実施形態１では、プルトニウムを含みトリウムを含まない熔融塩燃料Ｆ（ＬｉＦ-ＢｅＦ_２の濃度は９９．７モル％、プルトニウムの濃度は０．３モル％）を使用した。それに対し、実施形態３では、プルトニウム及び超ウラン元素（ネプチニウム、アメリシウム、キューリウム）を少量含み、トリウムを含まないか、又はトリウム又はウラン２３８又はトリウムとウラン２３８の合計量で１モル％以上で５モル％以下である液体の熔融塩燃料Ｆを炉心１０aに供給し、プルトニウム及び超ウラン元素を同時に消滅することを特徴とする。
即ち、実施形態３として、トリウムもウラン２３８も含まない状態で、超ウラン元素を少量含むものである。又は、実施形態３として、トリウムの含有量が１モル％～５モル％の状態で、超ウラン元素を少量含むものである。又は、実施形態３として、ウラン２３８の含有量が１モル％～５モル％の状態で、超ウラン元素を少量含むものである。又は実施形態３としては、トリウム及びウラン２３８の含有量が合計１モル％～５モル％の状態で、超ウラン元素を少量含むものである。

熔融塩燃料Ｆの濃度は、例えば、トリウムを含まない場合（１）ＬｉＦ-ＢｅＦ_２の濃度が９９．６７モル％、プルトニウムの濃度は０．３０モル％で、超ウラン元素量が０．０３モル％が好ましく、トリウムを含む場合、（２）ＬｉＦ-ＢｅＦ_２の濃度が９８．６７モル％、プルトニウムの濃度は０．３０モル％で、超ウラン元素量が０．０３モル％、トリウムの含有量が１モル％であることが好ましい。なお、前記のようにトリウムに代わりウラン２３８を使用すること、あるいはトリウムとウラン２３８の併用も可能である。

実施形態３では、中性子の一部がプルトニウム消滅ではなく、超ウラン元素消滅に使われる。そのため、４０年間で処理されるプルトニウムの量は１０トンとなる。しかし、プルトニウムの１／１０程度の量で存在する、処理すべき超ウラン元素を同時に処理することが可能であり、４０年間で１トンの超ウラン元素を処理することが可能である。そのため、実施形態３では、４０年間でプルトニウム１０トン、超ウラン元素１トンを同時に処理することが可能である。

＜実施形態４＞
次に、実施形態４は、実施形態１、実施形態２、及び、実施形態３において、熔融塩燃料Ｆとして使用されているプルトニウムがなくなった際に、熔融塩炉１０の運転を停止することなく、稼働し続けるための方法を示す。

即ち、実施形態４は、使用可能なプルトニウムが全て消滅した際に、低濃縮ウランとトリウムを核燃料として使用する方法（プルトニウム消滅型の熔融塩原子炉の運転方法）である。例としては、ＬｉＦ-ＢｅＦ_２の濃度は９０モル％で、核燃料の濃度１０モル％の内、低濃縮ウランは２．５モル％で、トリウムは７．５モル％である。低濃縮ウラン２．５％の内訳は、ウラン２３５が０．５％でウラン２３８が２．０％というのが一般的な値である。

濃縮ウランとは核分裂が行われるウラン２３５の濃度を人工的に高めたものである。そのうち濃縮度２０％未満のものを低濃縮ウランと呼び、軽水炉の核燃料として一般的に使用されている。

実施形態４では、使用可能なプルトニウムがなくなったとしても、原子炉を廃炉とすることなく発電システムとして利用し続けることが可能である。

また、実施形態４では、核燃料として、低濃縮ウランを使用するため、少量のプルトニウムが発生する。発生したプルトニウムは必要に応じて回収し、原子炉に戻して、核燃料として利用し、消滅させることができる。

１００発電システム（プルトニウム消滅型の熔融塩炉を備える発電システム）
１一次系
２二次系
３発電系
１０熔融塩炉（プルトニウム消滅型の熔融塩原子炉）
１０ａ炉心
１１制御棒
１２空隙部
１３黒鉛
２０一次系循環ポンプ
２０ａポンプ本体
２０ｂ電動機
３０熱交換器
３１二次塩
４０燃料注入装置
５０二次系循環ポンプ
５０ａポンプ本体
５０ｂ電動機
６０蒸気発生器
７０蒸気タービン
８０発電機
Ｆ熔融塩燃料（熔融塩）

Claims

炉心を備え、プルトニウムを含む熔融塩が、燃料かつ冷却媒体として前記炉心に循環供給され、前記熔融塩には、トリウム、及び／又は、ウラン２３８が含まれ、その含有量が、０モル％～５モル％であることを特徴とするプルトニウム消滅型の熔融塩原子炉。
前記含有量が、１モル％～２モル％であることを特徴とする請求項１記載のプルトニウム消滅型の熔融塩原子炉。
熔融塩燃料である前記熔融塩は、さらに、超ウラン元素を含み、前記プルトニウム、及び、前記超ウラン元素を消滅させることを特徴とする請求項１又は請求項２に記載のプルトニウム消滅型の熔融塩原子炉。
前記熔融塩から、燃料として使用可能なプルトニムが全て消失した後に、低濃縮ウラン及びトリウムを、前記熔融塩に加えることにより、運転の継続を可能としたことを特徴とする請求項１記載のプルトニウム消滅型の熔融塩原子炉。
プルトニウムを含む熔融塩が、燃料かつ冷却媒体として炉心に循環供給され、前記熔融塩には、トリウム、及び／又は、ウラン２３８が含まれ、その含有量が、０モル％～５モル％であるプルトニウム消滅型の熔融塩原子炉と、前記プルトニウムを含む熔融塩を、燃料かつ冷却媒体として前記炉心に循環供給する一次系と、前記一次系により前記炉心を循環する熔融塩に、前記燃料としての前記プルトニウムを供給する燃料供給装置と、発電機と、を備える発電システム。
請求項１から請求項３のいずれか１項記載のプルトニウム消滅型の熔融塩原子炉において、
前記熔融塩から、燃料として使用可能なプルトニムが全て消失した後に、低濃縮ウラン及びトリウムを、前記熔融塩に加えることにより、運転の継続を可能としたことを特徴とするプルトニウム消滅型の熔融塩原子炉の運転方法。