JPH0827363B2 - トリウム液体核燃料による超小型原子炉 - Google Patents
トリウム液体核燃料による超小型原子炉Info
- Publication number
- JPH0827363B2 JPH0827363B2 JP62105671A JP10567187A JPH0827363B2 JP H0827363 B2 JPH0827363 B2 JP H0827363B2 JP 62105671 A JP62105671 A JP 62105671A JP 10567187 A JP10567187 A JP 10567187A JP H0827363 B2 JPH0827363 B2 JP H0827363B2
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- Japan
- Prior art keywords
- moderator
- reactor
- thorium
- nuclear fuel
- graphite
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Ceramic Products (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明はトリウム液体核燃料による小型原子炉に関す
るもので、都市近郊，僻地，船舶（特に発電船など）等
に広く利用できる炉である。
るもので、都市近郊，僻地，船舶（特に発電船など）等
に広く利用できる炉である。
本願発明者は特願昭60−272165号でかかるトリウム液
体核燃料による小型原子炉を提案した。これは黒鉛より
なる減速材を配置した炉心を中心領域と周囲領域とブラ
ンケット領域との３つの領域に分け、中心領域における
減速材の空隙率を６〜８％にし、周辺領域における減速
材の空隙率を８〜12％、ブランケット領域の減速材の空
隙率を30〜34％にしたことを特徴とする液体核燃料によ
る小型原子炉である。
体核燃料による小型原子炉を提案した。これは黒鉛より
なる減速材を配置した炉心を中心領域と周囲領域とブラ
ンケット領域との３つの領域に分け、中心領域における
減速材の空隙率を６〜８％にし、周辺領域における減速
材の空隙率を８〜12％、ブランケット領域の減速材の空
隙率を30〜34％にしたことを特徴とする液体核燃料によ
る小型原子炉である。
しかし上記の液体核燃料による小型原子炉も出力５万
KWe以上のものに限られた。
KWe以上のものに限られた。
本発明は出力0.2〜２万KWe程度の超小型の原子炉を提
供することを目的とするもので、その中性子密度を均一
にして黒鉛の交換を不要にするだけでなく、核燃料転換
率を大きくするようにしたものである。
供することを目的とするもので、その中性子密度を均一
にして黒鉛の交換を不要にするだけでなく、核燃料転換
率を大きくするようにしたものである。
本発明は黒鉛よりなる減速材を配置した円筒状炉心の
体積は200〜3000;，またその高さ／直径比は1.10〜
1.30程度にし、またその内部を中心領域Ｉとブランケッ
ト領域IIとの２つの領域に分け、中心領域Ｉにおける減
速材10の空隙率を10％程度にし、ブランケット領域IIの
減速材の空隙率を30％程度にしたことを特徴とする液体
核燃料による小型原子炉である。
体積は200〜3000;，またその高さ／直径比は1.10〜
1.30程度にし、またその内部を中心領域Ｉとブランケッ
ト領域IIとの２つの領域に分け、中心領域Ｉにおける減
速材10の空隙率を10％程度にし、ブランケット領域IIの
減速材の空隙率を30％程度にしたことを特徴とする液体
核燃料による小型原子炉である。
核燃料を含有する塩は炉心の中心領域Ｉとブランケッ
ト領域IIとの減速材10,13の空隙15,17内に流れ、その核
燃料中ウラン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。
ト領域IIとの減速材10,13の空隙15,17内に流れ、その核
燃料中ウラン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。
〔第１実施例〕 以下図面につき本発明の第１実施例を詳細に説明す
る。
る。
図示のものは0.42万KWe発電炉の場合である。第１図
示のようにコンクリートよりなる厚い壁遮蔽体1,2内に
はNi−Mo−Cr合金よりなる円筒状の原子炉容器３を配置
する。各部分の寸法は第１図の目盛線3.5m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。なお、図中６はポンプ、７
は熱交換器、８はその２次冷媒管路、９は高温格納室で
ある。
示のようにコンクリートよりなる厚い壁遮蔽体1,2内に
はNi−Mo−Cr合金よりなる円筒状の原子炉容器３を配置
する。各部分の寸法は第１図の目盛線3.5m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。なお、図中６はポンプ、７
は熱交換器、８はその２次冷媒管路、９は高温格納室で
ある。
この塩の組成は7LiF−BeF2−ThF4−233UF4で、7LiFの
mol％は72−X,BeF2は16,ThF4は12,233UF4はＸである。
なおＸは約0.47mol％である。
mol％は72−X,BeF2は16,ThF4は12,233UF4はＸである。
なおＸは約0.47mol％である。
第２図示のようにこの容器３の周辺には厚さ35cmの反
射体領域がある。この反射体領域内には黒鉛反射体10を
配置する。この部分の冷却には1vol/％の塩が使用され
る。
射体領域がある。この反射体領域内には黒鉛反射体10を
配置する。この部分の冷却には1vol/％の塩が使用され
る。
その内部の円筒状炉心11の体積は1000，またその高
さ／直径比は1.18程度にし、またその内部の高さ90cm,
直径60cmの中心領域Ｉの中心には黒鉛よりなる制御棒1
2,12……を駆動機構13により上下動すべく挿入し、その
周囲には固定の黒鉛よりなる減速材14を配置する。なお
この減速材14は上下端に支持部を有する。
さ／直径比は1.18程度にし、またその内部の高さ90cm,
直径60cmの中心領域Ｉの中心には黒鉛よりなる制御棒1
2,12……を駆動機構13により上下動すべく挿入し、その
周囲には固定の黒鉛よりなる減速材14を配置する。なお
この減速材14は上下端に支持部を有する。
上記中心領域Ｉにおける減速材14は第３図（イ）示の
ように水平断面が太さ（面間距離）74mmの６角形状でそ
の側面中央に幅15.8mm,深さ5mmの空隙15が形成され、空
隙率は10％である。したがって黒鉛の体積率は90％であ
る。
ように水平断面が太さ（面間距離）74mmの６角形状でそ
の側面中央に幅15.8mm,深さ5mmの空隙15が形成され、空
隙率は10％である。したがって黒鉛の体積率は90％であ
る。
上記中心領域Ｉの外側のブランケット領域IIにも同様
の黒鉛よりなる減速材16,16……を配置する。このブラ
ンケット領域IIの厚さは20cmである。この減速材16は第
３図（ロ）示のように水平断面の外形が上記減速材14と
同じ寸法の空隙17をもつ同じ寸法の六角形状断面のもの
で、更に直径34.7mmの中心孔18を有し、その空隙率は30
％である。したがって黒鉛の体積率は70％である。
の黒鉛よりなる減速材16,16……を配置する。このブラ
ンケット領域IIの厚さは20cmである。この減速材16は第
３図（ロ）示のように水平断面の外形が上記減速材14と
同じ寸法の空隙17をもつ同じ寸法の六角形状断面のもの
で、更に直径34.7mmの中心孔18を有し、その空隙率は30
％である。したがって黒鉛の体積率は70％である。
上記容器３内における黒鉛反射体10,炉心11の中心領
域I,ブランケット領域IIの寸法は第４図示の通りであ
る。第４図は縦断面の上半の右半のみを示す。
域I,ブランケット領域IIの寸法は第４図示の通りであ
る。第４図は縦断面の上半の右半のみを示す。
上記容器３は黒鉛の反射材10、減速材14,16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12の駆動機構13のみである。燃料塩の総量
は、炉心外を含めて440であって、1.45tonとなる。こ
の内233Uは27kg,Thは640Kgである。
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12の駆動機構13のみである。燃料塩の総量
は、炉心外を含めて440であって、1.45tonとなる。こ
の内233Uは27kg,Thは640Kgである。
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−Th
F4−233UF4）からなる塩は560℃で入口4,4……より炉心
11内に入り、各減速材14,16の空隙15,17、中心孔18内を
下から上に通って700℃で出口５より流出する。その総
流量は0.95m3/分である。而して駆動機構３により制御
棒12を炉心11の中心領域Ｉ内に挿入すると中性子の減速
が強まり、熱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。
F4−233UF4）からなる塩は560℃で入口4,4……より炉心
11内に入り、各減速材14,16の空隙15,17、中心孔18内を
下から上に通って700℃で出口５より流出する。その総
流量は0.95m3/分である。而して駆動機構３により制御
棒12を炉心11の中心領域Ｉ内に挿入すると中性子の減速
が強まり、熱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。
この反応はウラン233U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ン233Uに転換する。そ
の転換率は約59％である。
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ン233Uに転換する。そ
の転換率は約59％である。
燃料は7LiF−233UF4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。
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。
炉制御は、核分裂性成分233Uの濃度をその添加により
約0.47モル％に維持することによる。更に微細な制御は
炉中央部に上部から挿入した黒鉛棒の制御棒12の操作に
よるが余り必要でない。
約0.47モル％に維持することによる。更に微細な制御は
炉中央部に上部から挿入した黒鉛棒の制御棒12の操作に
よるが余り必要でない。
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７で二次系溶融塩〔NaBF4−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42％を確保できる。
を流れて第１の熱交換器７で二次系溶融塩〔NaBF4−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42％を確保できる。
この超小型原子炉は単純な熔封構造の炉容器からなる
安全性の充分高い超小型の非増殖溶融塩核分裂反応炉で
233U燃料を使用しプルトニウムなどの超ウラン元素がな
く、核分裂性物質保有量および添加量が極めて少なく、
運転・保守容易な炉である。
安全性の充分高い超小型の非増殖溶融塩核分裂反応炉で
233U燃料を使用しプルトニウムなどの超ウラン元素がな
く、核分裂性物質保有量および添加量が極めて少なく、
運転・保守容易な炉である。
また、安全性の高い点から、 都市近郊用，産業基地近郊用 僻地（離島など）用 船舶用，特に発電船用 その他 などで世界的に広く実用できる。
〔第２実施例〕 第２実施例は0.7万KWe発電炉で、その各数値は以下の
表に示す通りである。この第２実施例は第１実施例と略
同寸法であるが、出力密度を1.67倍にして高性能化した
ものである。
表に示す通りである。この第２実施例は第１実施例と略
同寸法であるが、出力密度を1.67倍にして高性能化した
ものである。
本発明による出力0.42万KWe（第１実施例）及び0.7万
kWe（第２実施例）の超小型原子炉を従来の特願昭60−2
72165号の小型原子炉と比較すると以下の通りである。
kWe（第２実施例）の超小型原子炉を従来の特願昭60−2
72165号の小型原子炉と比較すると以下の通りである。
〔発明の効果〕 以上のように本発明による超小型原子炉は円筒状炉心
の体積は200〜3000，またその高さ／直径比を1.10
〜1.30程度にし、中心領域における減速材の空隙率を10
％程度にし、ブランケット領域の減速材の空隙率を30％
程度にしその中性子密度を均一にして中性子密度が低く
ても臨界値に達するようにしているので、出力密度を高
くしながらも炉心黒鉛の交換不要にできた。しかも燃料
転換比は超小型でありながら約50〜70％と高く、1000万
KWe大型軽水炉に匹敵する。これは、設計・製作・運転
保守を非常に単純にし、また全体が小型・軽量となるた
め、資本費も運転費も低くできるもので0.2〜２万KWe程
度の超小型原子炉を提供しうるものである。
の体積は200〜3000，またその高さ／直径比を1.10
〜1.30程度にし、中心領域における減速材の空隙率を10
％程度にし、ブランケット領域の減速材の空隙率を30％
程度にしその中性子密度を均一にして中性子密度が低く
ても臨界値に達するようにしているので、出力密度を高
くしながらも炉心黒鉛の交換不要にできた。しかも燃料
転換比は超小型でありながら約50〜70％と高く、1000万
KWe大型軽水炉に匹敵する。これは、設計・製作・運転
保守を非常に単純にし、また全体が小型・軽量となるた
め、資本費も運転費も低くできるもので0.2〜２万KWe程
度の超小型原子炉を提供しうるものである。
第１図（イ）は本発明の一実施例の縦断面図、第１図
（ロ）は同（イ）のＡ−Ａ線断面図、第２図は第１図
（イ）のＡ−Ａ線断面の一部拡大図、第３図（イ）
（ロ）は炉心の２つの領域における減速材の平面図、第
４図は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……ブランケット領域、14,16……
減速材、11……炉心。
（ロ）は同（イ）のＡ−Ａ線断面図、第２図は第１図
（イ）のＡ−Ａ線断面の一部拡大図、第３図（イ）
（ロ）は炉心の２つの領域における減速材の平面図、第
４図は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……ブランケット領域、14,16……
減速材、11……炉心。
Claims (1)
- 【請求項１】黒鉛よりなる減速材を配置した円筒状炉心
の体積は200〜3000，またその高さ／直径比は1.10
〜1.30程度にし、またその内部を中心領域とブランケッ
ト領域との２つの領域に分け、中心領域における減速材
の空隙率を10％程度にし、ブランケット領域の減速材の
空隙率を30％程度にし、出力を0.2〜２万KWeにしたこと
を特徴とするトリウム液体核燃料による超小型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62105671A JPH0827363B2 (ja) | 1987-04-27 | 1987-04-27 | トリウム液体核燃料による超小型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62105671A JPH0827363B2 (ja) | 1987-04-27 | 1987-04-27 | トリウム液体核燃料による超小型原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63269093A JPS63269093A (ja) | 1988-11-07 |
| JPH0827363B2 true JPH0827363B2 (ja) | 1996-03-21 |
Family
ID=14413903
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62105671A Expired - Lifetime JPH0827363B2 (ja) | 1987-04-27 | 1987-04-27 | トリウム液体核燃料による超小型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0827363B2 (ja) |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2486612C1 (ru) * | 2009-05-08 | 2013-06-27 | Академия Синика | Двухфлюидный реактор на расплавленных солях |
| RO129128B1 (ro) | 2010-09-03 | 2021-10-29 | Atomic Energy Of Canada Limited | Fascicul de combustibil nuclear conţinând toriu, şi reactor nuclear cuprinzând un astfel de fascicul |
| KR20170052701A (ko) | 2010-11-15 | 2017-05-12 | 아토믹 에너지 오브 캐나다 리미티드 | 중성자 흡수제를 함유하는 핵연료 |
| WO2012066368A1 (en) | 2010-11-15 | 2012-05-24 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear bundle and nuclear reactor comprising same |
| JP5781013B2 (ja) * | 2012-05-30 | 2015-09-16 | 敬史 亀井 | 溶融塩原子炉 |
| JP6409161B2 (ja) * | 2013-11-26 | 2018-10-24 | 株式会社 トリウムテックソリューション | 溶融塩原子燃料モジュール |
-
1987
- 1987-04-27 JP JP62105671A patent/JPH0827363B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS63269093A (ja) | 1988-11-07 |
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| JPS6256475B2 (ja) |
Legal Events
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