JPS63269093A - 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
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- JPS63269093A JPS63269093A JP62105671A JP10567187A JPS63269093A JP S63269093 A JPS63269093 A JP S63269093A JP 62105671 A JP62105671 A JP 62105671A JP 10567187 A JP10567187 A JP 10567187A JP S63269093 A JPS63269093 A JP S63269093A
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- 239000007788 liquid Substances 0.000 title claims description 8
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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
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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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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Ceramic Products (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
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。
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辺領域
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。
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辺領域
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K
We以上のものに限られた。
We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
転換率を太き(するようにしたものである。
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
転換率を太き(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 t;〜3000 J 、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■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H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。
積は200 t;〜3000 J 、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■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H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■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m続する。
領域■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m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。
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。
.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−BeF、−ThF、−233
tlF、で、’LiFのmolχは72−X、 BeF
、は16. ThF4は12. ””UP。
tlF、で、’LiFのmolχは72−X、 BeF
、は16. ThF4は12. ””UP。
はXである。なおXは約0.47molχである。
第2図示のようにこの容器3の周辺には厚さ35−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、/χ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、/χの塩が
使用される。
その内部の円筒状炉心11の体積は1ooo e 、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90am、直径60cI!1の中心領域■の中心
には黒鉛よりなる制御棒12 、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゛残連打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。
たその高さ/直径比は1.18程度にし、またその内部
の高さ90am、直径60cI!1の中心領域■の中心
には黒鉛よりなる制御棒12 、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゛残連打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。
E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く面間距離)741の6角形状で
その側面中央に幅15.8m、深さ51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く面間距離)741の6角形状で
その側面中央に幅15.8m、深さ51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H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N域Hの厚さは20CI11であ
る。
黒鉛よりなる減速材16 、16・・・・・・を配置す
る。このブランケットN域Hの厚さは20CI11であ
る。
この減速材16は第3図(rl)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をもつ同し
寸法の六角形状断面のもので、更に直径34.1m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。
外形が上記減速材14と同じ寸法の空隙17をもつ同し
寸法の六角形状断面のもので、更に直径34.1m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、プランケット領域H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。
領域I、プランケット領域H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. s連打14 、16
を内部に充填した後、溶封してしまう。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4401であって、1.
45 tonとなる。この内231Uは27kg、 T
bは640 Kgである。
を内部に充填した後、溶封してしまう。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4401であって、1.
45 tonとなる。この内231Uは27kg、 T
bは640 Kgである。
次いでこのgWの動作を説明する。
化学的に安定かつ常圧の溶融弗化物(’LiF−BeF
t−ThFa−23”UP<)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0.95 r+? /分である。而して駆動機構1
3により制御棒12を炉心11の中心領域■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。
t−ThFa−23”UP<)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0.95 r+? /分である。而して駆動機構1
3により制御棒12を炉心11の中心領域■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Z330が核分裂してエネルギー苓発
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23 Z7h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59χである。
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23 Z7h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59χである。
燃料は1l、iF−””UF4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。
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。
炉制御は、核分裂性成分t33U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。
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。
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(NaBF、−
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。
流れて第1の熱交換器7で二次系溶融塩(NaBF、−
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溶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2
3!U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■および添加量が極めて少なく
、運転・保守容易な炉である。
全性の充分高い超小型の非増殖溶融塩核分裂反応炉で2
3!U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■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I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。
下の表に示す通りである。この第2実施例は第I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60−272165号の小型原子炉と比較す
ると以下の通りである。
び0.7万kWe (第2実施例)の超小型原子炉を従
来の特願昭60−272165号の小型原子炉と比較す
ると以下の通りである。
C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2006〜3000 N 、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5
0〜70%と高< 、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
子炉を提供しうるちのである。
体積は2006〜3000 N 、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5
0〜70%と高< 、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
子炉を提供しうるちのである。
第1図(イ)は本発明の一実施例の縦断面図、第1図(
rJ)は同(イ)のAA′!FFA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)
(D)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。 ■・・・・・・中心領域、■・・・・・・ブランケット
領域、14.16・・・・・・減速材、11・・・・・
・炉心。 喜2目
rJ)は同(イ)のAA′!FFA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)
(D)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。 ■・・・・・・中心領域、■・・・・・・ブランケット
領域、14.16・・・・・・減速材、11・・・・・
・炉心。 喜2目
Claims (1)
- 黒鉛よりなる減速材を配置した円筒状炉心の体積は20
0l〜3000l、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KW
e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 true JPS63269093A (ja) | 1988-11-07 |
JPH0827363B2 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) |
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2012526287A (ja) * | 2009-05-08 | 2012-10-25 | アカデミア シニカ | 二流体溶融塩原子炉 |
WO2013180029A1 (ja) * | 2012-05-30 | 2013-12-05 | Kamei Takashi | 溶融塩原子炉 |
JP2015102436A (ja) * | 2013-11-26 | 2015-06-04 | 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 |
US9799414B2 (en) | 2010-09-03 | 2017-10-24 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising same |
US10176898B2 (en) | 2010-11-15 | 2019-01-08 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing a neutron absorber |
US10950356B2 (en) | 2010-11-15 | 2021-03-16 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear fuel bundle and nuclear reactor comprising same |
-
1987
- 1987-04-27 JP JP62105671A patent/JPH0827363B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2012526287A (ja) * | 2009-05-08 | 2012-10-25 | アカデミア シニカ | 二流体溶融塩原子炉 |
US9799414B2 (en) | 2010-09-03 | 2017-10-24 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising same |
US10176898B2 (en) | 2010-11-15 | 2019-01-08 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing a neutron absorber |
US10950356B2 (en) | 2010-11-15 | 2021-03-16 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear fuel bundle and nuclear reactor comprising same |
WO2013180029A1 (ja) * | 2012-05-30 | 2013-12-05 | Kamei Takashi | 溶融塩原子炉 |
JP2013250056A (ja) * | 2012-05-30 | 2013-12-12 | Takashi Kamei | 溶融塩原子炉 |
JP2015102436A (ja) * | 2013-11-26 | 2015-06-04 | 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 |
WO2015079781A1 (ja) * | 2013-11-26 | 2015-06-04 | 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 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH0827363B2 (ja) | 1996-03-21 |
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