JP2003028976A - 溶融塩原子炉燃料 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】 中性子の吸収が少なく、超ウラン元素３弗化
物の溶解度が高い弗化物溶融塩炉燃料を提供する。 【解決手段】 質量数が７の同位元素を濃縮したリチウ
ムの弗化物（^７ＬｉＦ）とベリリウムの２弗化物（Ｂｅ
Ｆ_２）の混合物からなる溶融塩を溶媒とし、溶媒にジル
コニウムの４弗化物（ＺｒＦ_４）を添加し、ＬｉＦ−Ｂ
ｅＦ_２−ＺｒＦ_４三成分系の相状態図上において溶媒の
組成がそれぞれ７７−３−２０ｍｏｌｅ％、７５−５−
２０ｍｏｌｅ％、６９−３１−０ｍｏｌｅ％、及び７１
−２９−０ｍｏｌｅ％の点を順次に結ぶ４角形の範囲内
とすることにより、５５０℃以下の液相温度において超
ウラン元素３弗化物の溶解度が高く、中性子吸収の少な
い溶融塩原子炉燃料を提供する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、黒鉛製の減速材で
構成される炉心に質量数が７の同位元素を濃縮したリチ
ウムの弗化物（^７ＬｉＦ）とベリリウムの２弗化物（Ｂ
ｅＦ_２）との混合物からなる溶融塩を溶媒とし、超ウラ
ン元素の３弗化物と核***生成物元素の３弗化物とを溶
質とする溶融塩原子炉燃料を循環して核***断面積が比
較的低い超ウラン元素を効果的に核***させる原子炉の
ために好適な溶融塩原子炉燃料の組成に係わり、溶媒中
における超ウラン元素の３弗化物と核***生成物元素の
３弗化物との溶解度を高くし、従って溶媒中に溶解でき
るこれらの溶質の濃度を高めて核的反応性と燃焼率の高
い原子炉の運転を容易にし、さらに運転中にかかる溶質
の析出・沈殿の可能性を低減して安全性を高め、また、
核***生成物の存在を許容して溶融塩原子炉燃料の化学
処理の必要性を軽減して経済性を高めることができる溶
融塩原子炉燃料に関する。

【０００２】

【従来の技術】溶融塩原子炉は、寄生的な中性子捕獲断
面積が小さい元素及び必要に応じて核***性元素を増殖
する元素からなり、化学的に安定な塩の混合物であり、
原子炉の最低運転温度より少なくとも５０℃低い温度で
溶融し、溶融状態で蒸気圧が低く、粘度や比熱などの熱
媒体として適当な物理的性質を有する物質を溶媒とし、
核***性元素と核***生成物元素の同種塩を溶質として
溶解して溶融状態にある燃料塩を、必要に応じて中性子
減速材を置いた炉心内に満たし、炉心内で核***を進行
せしめ、温度が高くなった溶融燃料塩を炉心外の熱交換
器に導いて二次冷却材に熱を伝達し、温度が低下した溶
融燃料塩を炉心内に戻して循環する。

【０００３】最初の溶融塩原子炉は、核***性物質とし
て質量数２３３のウラン（^２３３Ｕ）を炉心で核***さ
せ、増殖物質としてトリウム（^２３２Ｔｈ）が中性子を
吸収して生成する質量数２３３のプロトアクチニウム（
^２３３Ｐａ）が崩壊して^{２３ ３}Ｕを核***した量以上に
増殖させる目的で、米国のオークリッジ国立研究所で開
発された。

【０００４】溶融塩原子炉は、燃料が溶融状態であるた
め、燃料塩の出し入れが自由であり、燃料塩から連続的
に^２３３Ｐａを分離して^２３３Ｕに転換させたり、中性
子を吸収する核***生成物を除去することが可能であっ
て増殖炉の成立に有利であった。この開発の経緯及び技
術内容はNuclear Applications & Technology, Vol.8,
February 1970に８編の報告書として公刊されている。

【０００５】溶融塩原子炉の研究のために建設され、運
転された７．３ＭＷ（ｔ）の溶融塩実験炉で使用された
燃料塩は、中性子捕獲断面積が小さく、融点の低い化合
物を与える成分である質量数７のリチウム、ベリリウ
ム、及びジルコニウムの混合弗化物（^７ＬｉＦ−ＢｅＦ
_２−ＺｒＦ_４）を溶媒としており、その組成は、低い液
相温度（すなわち、冷却した時に最初に固相が析出する
温度）と粘度を与える条件である６５−３０−５ｍｏｌ
ｅ％であり、燃料物質は４弗化ウラン（ＵＦ_４）０．９
ｍｏｌｅ％（^２３３ＵＦ_４は０．３ｍｏｌｅ％）であ
り、液相温度は４３４℃であった。平均運転温度である
６４５℃における^２３５Ｕの核***断面積は３２９×１
０^−２４ｃｍ^２である。炉心の核的反応度を支配する巨
視的核***断面積は、単位体積中の溶媒分子密度３．３
×１０^２２ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３から求めた^２３５Ｕ原子
密度０．９９×１０^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３を微視的核
***断面積に乗じて求められ、０．０３３ｃｍ^−１であ
る。

【０００６】また、１０００ ＭＷ（ｅ）の溶融塩増殖
炉の燃料として提案された代表的な燃料塩における溶融
塩溶媒の組成は、上記の必要性を満足するために質量数
７のリチウム、ベリリウム、及びトリウムの混合弗化物
（^７ＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＴｈＦ_４）を溶媒としており、
その組成は７２−１６−１２ｍｏｌｅ％であり、燃料物
質は４弗化ウラン（^２３３ＵＦ_４）０．４ｍｏｌｅ％で
あり、液相温度は５００℃であった。平均運転温度であ
る６３７℃における^２３３Ｕの核***断面積は３０８×
１０^−２４ｃｍ^２である。炉心の核的反応度を支配する
巨視的核***断面積は、単位体積中の溶媒分子密度３．
２×１０^２２ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３から求めた^２３３Ｕ原
子密度１．２８×１０^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３を微視的
核***断面積に乗じて求められ、０．０３９ｃｍ^−１で
ある。

【０００７】溶融塩原子炉燃料から中性子捕獲断面積の
大きい希土類核***生成物を除去する方法として、希土
類３弗化物が固溶体として析出する現象を利用するため
に、希土類３弗化物の溶解度測定が行われた。また、溶
融塩増殖炉で^２３３Ｕの濃度が高まるまでに使用済軽水
炉燃料から分離されたプルトニウムを燃料として運転す
る可能性を追求する開発において、ＬｉＦ−ＢｅＦ_２−
ＴｈＦ_４系溶媒における３弗化プルトニウム（Ｐｕ
Ｆ_３）の溶解度測定が行われた。固溶体を形成する可能
性があるプルトニウムと希土類元素の３弗化物は溶解挙
動が類似し、陽イオンの径が小さいほど弗化物の溶解度
が高く、３弗化物の混合物においてそれぞれの３弗化物
の溶解度は単独の３弗化物の溶解度に濃度分率を乗じた
数値になり、超ウラン元素類３弗化物の溶解度は互いに
等しいなどの規則性が見出されている。また、３弗化物
の溶解度に及ぼす溶媒の組成や温度の影響が研究され、
ＬｉＦ−ＢｅＦ_２系溶媒において溶解度は６７−３３ｍ
ｏｌｅ％の組成付近で極小となり、温度とともに増加す
ることが示された。

【０００８】使用済軽水炉燃料から分離されたプルトニ
ウムのうち、核***性の^２３９Ｐｕは５８．８％、
^２４１Ｐｕは１２．１％であるとすれば、溶融塩増殖炉
の平均運転温度６３７℃において、プルトニウムの実効
核***断面積は３１７×１０^{−２ ４}ｃｍ^２であり、
^２３３Ｕで運転される場合と巨視的断面積を等しくする
ためにＰｕＦ_３の濃度は０．３９ｍｏｌｅ％あればよい
ことになる。溶融塩増殖炉の燃料塩温度は炉心への入り
口で最低である５６６℃となるため、余裕をみて５１６
℃におけるＰｕＦ_３の溶解度が０．３９ｍｏｌｅ％以上
であればＰｕＦ_３を溶融塩増殖炉の初期運転燃料として
使用できる成立性があるものと考えられた。実際に、溶
融塩増殖炉燃料塩の溶媒であるＬｉＦ−ＢｅＦ_２−Ｔｈ
Ｆ_４（７２−１６−１２ｍｏｌｅ％）におけるＰｕＦ_３
の溶解度は５１６℃において０．６８ｍｏｌｅ％であっ
た。

【０００９】最近になって、溶融塩原子炉は燃料の出し
入れが自由であることから、V. Prusakov, P. Aledsee
v, A. Dudnikov, S. Subbotin, R. Zakirov, V. Lelek,
andI. Peka, “Concept of the Demonstration Molten
Salt Unit for the Transuranium Elements Transmuta
tions,” ADTTA’99, June 6 - 11, 1999, Praha, Czec
h Republic, We-I-14に公刊されるように、Ｎｐ、Ｐ
ｕ、Ａｍ、Ｃｍなどの熱中性子スペクトル中では核***
断面積が小さい核種を含む超ウラン元素を核***により
燃やしきる用途としての価値が認識されている。この場
合、核***断面積の大きい核種が優先的に核***するた
め、燃焼の進行につれて実効的な核***断面積が小さく
なり、炉心を臨界に保持するために必要な巨視的核***
断面積を与えるために燃料塩中の超ウラン元素３弗化物
濃度を高くする必要がある。また、燃料塩中に核***生
成物を含んだまま運転できれば化学処理コストを節約で
きるが、希土類核***生成物３弗化物の存在は超ウラン
元素３弗化物の許容濃度を低下させるため、超ウラン元
素３弗化物と希土類核***生成物３弗化物を総合して溶
解度を評価する必要があり、従来の溶融塩増殖炉におけ
る３弗化物の溶解度と比較して、さらに高い３弗化物の
溶解度が要求される。

【００１０】

【発明が解決しようとする課題】本発明の目的は、^７Ｌ
ｉＦとＢｅＦ_２の混合物からなる溶融塩溶媒に第３の成
分を添加し、かつ溶融塩溶媒の組成を望ましい液相温度
を与えるように調節することにより、溶融塩溶媒中の超
ウラン元素３弗化物及び核***生成物３弗化物の、一定
の温度における溶解度を高め、超ウラン元素の３弗化物
及び核***生成物の３弗化物を溶融塩原子炉の運転に必
要である適切な濃度で含む溶融塩原子炉燃料を提供する
ことにある。

【００１１】

【課題を解決するための手段】原子炉が核的に成立する
ためには、核***によって炉心で発生する中性子数が炉
心から吸収及び漏洩で失われる中性子の数より多くなけ
ればならない。中性子の発生数は核***密度（ｆｉｓｓ
ｉｏｎｓ／ｃｍ^３−ｓ）と核***当たりの中性子発生数
の積で与えられ、核***密度は核***断面積と核***核
種密度の積である巨視的核***断面積に比例する。

【００１２】溶融塩原子炉の炉心における中性子の吸収
は、核***性核種の核***反応と捕獲反応、核***生成
物原子の捕獲反応、燃料塩溶媒の構成原子による捕獲反
応、及び黒鉛減速材原子による捕獲反応による吸収があ
る。これらは、いずれも核***或いは捕獲断面積と構成
原子密度の積である巨視的断面積に比例する。中性子の
反応断面積は絶対温度の平方根に反比例して減少し、例
えば６５０℃における反応断面積は熱中性子（２９３
Ｋ）反応断面積に（２９３／９２３）^１／２を乗じて求
められ、必要に応じて熱外中性子による共鳴吸収断面積
の５％を追加する。

【００１３】中性子発生割合と中性子吸収割合の比は中
性子増倍係数であり、１より大きければ臨界となり原子
炉が成立する。中性子の漏洩は炉心の体系が大きければ
少ないが、４％を見込み、中性子増倍係数が１．０４と
なることで原子炉が成立するものとする。

【００１４】通常の原子炉で使用される核***性物質の
６５０℃における核***断面積（共鳴吸収の５％を含む
場合）は、^２３５Ｕ；３４２×１０^−２４ｃｍ^２、
^２３３Ｕ；３３７×１０^−２４ｃｍ^２、^２３９Ｐｕ；４
３３×１０^−２４ｃｍ^２などであるが、本発明で核***
する対象はＮｐ、Ｐｕ、Ａｍ、Ｃｍなどの超ウラン元素
の同位元素の混合物であり、核***断面積の大きい同位
体は優先的に核***して失われる。このため、実効的な
核***断面積は同位体組成に依存して１２０×１０
^−２４ｃｍ^２乃至１３×１０^−２４ｃｍ^２である。この
ように核***断面積の小さな物質の核***で臨界を保持
するためには核***性物質の高い濃度が必要である。

【００１５】弗化物溶融塩中でウランは４価の原子価状
態が安定であり、ＵＦ_４として存在し、溶解度の問題は
ないが、Ｎｐ、Ｐｕ、Ａｍ、Ｃｍなどの超ウラン元素は
３価の原子価状態が安定であり、中性子捕獲断面積が小
さいために弗化物溶融塩原子炉燃料の溶媒として重要な
ＬｉＦ−ＢｅＦ_２二成分系混合弗化物溶媒中において３
弗化物の溶解度は特に限定されている。

【００１６】ＬｉＦ−ＢｅＦ_２二成分系混合弗化物溶媒
中における超ウラン元素３弗化物と希土類元素３弗化物
の溶解挙動には以下のような規則性が知られている。 （１）結晶形が同じ３弗化物は固溶体を形成し、溶解挙
動が類似する。超ウラン元素３弗化物と希土類元素３弗
化物はともに六方晶系に属する結晶を与える。 （２）固溶体を形成する３弗化物の混合物において、特
定の３弗化物の溶解度は当該３弗化物が単独で存在する
場合の溶解度に固溶体中の組成分率を乗じて求められ
る。 （３）陽イオンの径が小さいほど３弗化物の溶解度は大
きい。３価の原子価状態にある希土類元素のイオン径は
３価の原子価状態にある超ウラン元素のイオン径より小
さいので、希土類元素３弗化物の溶解度は超ウラン元素
３弗化物の溶解度と等しいものとすれば控えめである。 （４）超ウラン元素類３弗化物の溶解度はそれぞれ殆ど
等しい。 （５）ＰｕＦ_３やＣｅＦ_３の溶解度はＬｉＦ−ＢｅＦ_２
（６３−３７ｍｏｌｅ％）の組成において極小となり、
ＬｉＦが６７ｍｏｌｅ％以上に増えると急に増加する
が、ＢｅＦ_２が３７ｍｏｌｅ％以上に増えても増加は少
ない。

【００１７】請求項１の発明は上記（１）乃至（５）の
規則性に加えて以下の規則性に由来する。 （６）ＬｉＦ−ＢｅＦ_２系混合物のＢｅＦ_２をＺｒＦ_４
で置換すると３弗化物の溶解度が増加する。ＬｉＦ−Ｂ
ｅＦ_２系混合物中のＢｅ^２＋のイオンポテンシャル（原
子価／イオン半径）である６よりは、Ｚｒ^４＋のイオン
ポテンシャルである４がＰｕ^３＋やＣｅ^３＋のイオンポ
テンシャルである３に近いためであると考えられる。 （７）ＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＺｒＦ_４系混合物中で２Ｌｉ
Ｆ−ＢｅＦ_２錯体及びＬｉ_２ＺｒＦ_６錯体が存在すると
想定した場合の遊離弗素イオン（Ｆ⁻）量に依存して３
弗化物の溶解度が増加する。

【００１８】請求項１の発明に係る溶融塩原子炉燃料
は、^７ＬｉＦとＢｅＦ_２からなる溶融塩溶媒にＺｒＦ_４
を添加し、溶媒の液相温度が５００℃より低くなるよう
に３成分の組成を調節することにより、溶媒の液相温度
より低くない５００℃において超ウラン元素３弗化物と
核***生成物３弗化物の溶解度の高い溶融塩溶媒からな
るものであり、溶媒の組成が^７ＬｉＦ−ＢｅＦ_２−Ｚｒ
Ｆ_４三成分系の相状態図上において７５−５−２０ｍｏ
ｌｅ％、６１−１１−２０ｍｏｌｅ％、６７−３３−０
ｍｏｌｅ％、及び６９−３１−０ｍｏｌｅ％の点を順次
に結ぶ４角形の範囲内であり、液相温度が５００℃より
低く、使用温度が５００℃より高いことを特徴とするも
のである。

【００１９】図１のＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＺｒＦ_４三成分
系の相状態図で示されるようにＬｉＦ組成が増加すると
液相温度が高くなるため、ＬｉＦ組成の上限は原子炉の
運転条件で許される燃料塩の液相最高温度で定まる。炉
心を循環する燃料塩の最低運転温度が５５０℃である場
合に、許容される燃料塩の液相最高温度は５００℃であ
るため、ＬｉＦ組成の上限は５００℃より低い液相温度
を与えるものでなければならない。具体的に、ＬｉＦ組
成の上限はＺｒＦ_４の組成に依存して異なり、６９ｍｏ
ｌｅ％からＺｒＦ_４組成の１ｍｏｌｅ％の増加当たりに
０．３３ｍｏｌｅ％ずつ増加する。ＬｉＦ組成の下限は
特に限定すべき理由はなく、ＬｉＦ組成が約５０ｍｏｌ
ｅ％程度に低下すればＬｉＦ−ＢｅＦ_２系混合物の液相
温度は４００℃以下に低下するが、ＢｅＦ_２組成の増加
に伴い溶融塩の粘度が増加するため、ＬｉＦ組成として
６７ｍｏｌｅ％を下限とする。

【００２０】また、図１に示されるようにＺｒＦ_４組成
がある程度以上に増加すると液相温度が高くなり、Ｌｉ
Ｆ組成の上限と同じように５００℃より低い液相温度を
与えるものでなければならない。具体的には、ＺｒＦ_４
組成の上限は２０ｍｏｌｅ％である。ＺｒＦ_４の下限は
ＬｉＦ組成に対応して５００℃より低い液相温度を与え
るものでなければならない。具体的には、ＬｉＦ組成が
６９ｍｏｌｅ％から１ｍｏｌｅ％の増加当たりにＺｒＦ
_４組成の下限は３ｍｏｌｅ％ずつ増加する。

【００２１】ＢｅＦ_２を置換するＺｒＦ_４の熱中性子捕
獲断面積（０．１８×１０^−２４ｃｍ^２）がＢｅＦ_２の
熱中性子捕獲断面積（０．０１×１０^−２４ｃｍ^２）に
比較して１８倍と高く、標準的な^７ＬｉＦ−ＢｅＦ
_２（６７−３３ｍｏｌｅ％）の熱中性子捕獲断面積
（０．０２５×１０^−２４ｃｍ^２）に対して、全てのＢ
ｅＦ_２をＺｒＦ_４で置換したとすれば熱中性子捕獲断面
積（０．０８２×１０^−２４ｃｍ^２）は３．３２倍に増
加する。このため溶融塩原子炉燃料の溶媒として許容さ
れる熱中性子捕獲断面積の点からＺｒＦ_４組成の上限が
定められる。さらに、ＢｅＦ_２の分子容積（２３．６７
ｃｍ^３／ｍｏｌｅ）と比較してＺｒＦ_４の分子容積（３
７．７５ｃｍ^３／ｍｏｌｅ）は１．６倍と大きく、標準
的な^７ＬｉＦ−ＢｅＦ_２（６７−３３ｍｏｌｅ％）の分
子容積（１４．４１ｃｍ^３／ｍｏｌｅ）に対して、全て
のＢｅＦ_２をＺｒＦ_４で置換したとすれば分子容積（１
９．０５ｃｍ^３／ｍｏｌｅ）は１．３倍に大きく、単位
体積の燃料塩溶媒に含まれる分子数は０．７６倍に低下
する。これは、^７ＬｉＦ−ＢｅＦ_２（６７−３３ｍｏｌ
ｅ％）溶媒中と同じｍｏｌｅ濃度においても、単位体積
の^７ＬｉＦ−ＺｒＦ_４（６７−３３ｍｏｌｅ％）溶媒中
の溶質分子数は０．６７倍に少ないことを意味する。

【００２２】溶融塩原子炉燃料と原子炉構成材料の共存
性に関わる制限から、燃料塩の許容最高温度は約７００
℃である。燃料塩溶媒の最低液相温度及び超ウラン元素
３弗化物の溶解度評価温度が５００℃であることは、燃
料塩の最低温度が余裕をみて５５０℃まで許容され、熱
交換器の高温側と低温側で１５０℃の温度を与えること
ができ、発電設備としての熱効率は４４．４％に達する
ことができる。

【００２３】請求項２の発明は上記（１）乃至（７）の
規則性に加えて以下の規則性に由来する。 （８）ＬｉＦ−ＢｅＦ_２（６７−３３ｍｏｌｅ％）の組
成において超ウラン元素３弗化物の溶解熱は１４．２ｋ
ｃａｌ／ｍｏｌｅであり、温度が５００℃から５５０℃
に上昇すると超ウラン元素３弗化物の溶解度は１．５倍
に増加する。

【００２４】請求項２の発明に係る溶融塩原子炉燃料
は、^７ＬｉＦとＢｅＦ_２からなる溶融塩溶媒にＺｒＦ_４
を添加し、溶媒の液相温度が５５０℃より低くなるよう
に３成分の組成を調節することにより、溶媒の液相温度
より低くない５５０℃において超ウラン元素３弗化物と
核***生成物３弗化物の溶解度の高い溶融塩溶媒からな
るものであり、溶媒の組成が^７ＬｉＦ−ＢｅＦ_２−Ｚｒ
Ｆ_４三成分系の相状態図上において７７−３−２０ｍｏ
ｌｅ％、６１−１１−２０ｍｏｌｅ％、６７−３３−０
ｍｏｌｅ％、及び７１−２９−０ｍｏｌｅ％の点を順次
に結ぶ４角形の範囲内であり、液相温度が５５０℃より
低く、使用温度が５５０℃より高いことを特徴とするも
のである。

【００２５】図２のＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＺｒＦ_４三成分
系の相状態図で示されるようにＬｉＦ組成が増加すると
液相温度が高くなるため、ＬｉＦ組成の上限は原子炉の
運転条件で許される燃料塩の許容液相最高温度で定ま
る。炉心を循環する燃料塩の最低運転温度が６００℃で
ある場合に、燃料塩の液相最高温度は５５０℃まで許さ
れ、ＬｉＦ組成の上限は５５０℃までの液相温度を与え
るものであってよい。具体的には、請求項１の発明と比
較して、ＬｉＦ組成の上限は約２ｍｏｌｅ％高くなる。
ＬｉＦ組成の下限は特に限定すべき理由はないが、請求
項１の発明と同様に６７ｍｏｌｅ％を下限とする。

【００２６】また、図１に示されるようにＺｒＦ_４組成
がある程度以上に増加すると液相温度が高くなるが、Ｌ
ｉＦ組成が６７乃至６９ｍｏｌｅ％であれば５５０℃ま
での液相温度を与えるためにＺｒＦ_４組成の上限は２５
ｍｏｌｅ％まで許される。しかし、請求項１の発明と同
様の理由によってＺｒＦ_４組成の上限が制限される。ま
た、請求項１の発明と同様の理由によってＬｉＦ組成の
上限においてＺｒＦ_４組成の下限は５５０℃より低い液
相温度を与えるものでなければならない。

【００２７】溶融塩原子炉燃料と原子炉構成材料の共存
性に関わる制限から、燃料塩の許容最高温度は約７００
℃である。燃料塩溶媒の最低液相温度及び超ウラン元素
３弗化物の溶解度評価温度が５５０℃であることは、燃
料塩の最低温度が余裕をみて６００℃まで許容され、熱
交換器の高温側と低温側で１００℃の温度を与えること
ができ、発電設備としての熱効率は４２％に達すること
ができる。

【００２８】請求項３の発明は、上記（１）乃至（５）
及び（８）の規則性に加えて以下の規則性に由来する。 （９）ＬｉＦ−ＢｅＦ_２二成分系混合物のＢｅＦ_２をＴ
ｈＦ_４で置換すると３弗化物の溶解度が増加する。Ｌｉ
Ｆ−ＢｅＦ_２二成分系混合物中のＢｅ^２＋のイオンポテ
ンシャル（原子価／イオン半径）である６よりは、Ｔｈ
^４＋のイオンポテンシャルである４がＰｕ^３＋やＣｅ
^３＋のイオンポテンシャルである３に近いためであると
考えられる。 （１０）ＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＴｈＦ_４三成分系混合物中
で２ＬｉＦ−ＢｅＦ_２錯体及びＬｉＴｈＦ_５錯体が存在
すると想定した場合の遊離弗素イオン（Ｆ⁻）量に依存
して３弗化物の溶解度が増加する。

【００２９】請求項３の発明に係る溶融塩原子炉燃料
は、^７ＬｉＦとＢｅＦ_２からなる溶融塩溶媒にＴｈＦ_４
を添加し、溶媒の液相温度が５５０℃と５００℃の範囲
になるように３成分の組成を調節することにより、溶媒
の液相温度より低くない５５０℃において超ウラン元素
３弗化物と核***生成物３弗化物の溶解度が高く、^２３
３Ｕを核***性物質として継続的に補充できる溶融塩溶
媒からなるものであり、溶媒の組成が^７ＬｉＦ−ＢｅＦ
_２−ＴｈＦ_４三成分系の相状態図上において７６−６−
１８ｍｏｌｅ％、６９−３１−０ｍｏｌｅ％、及び７１
−２９−０ｍｏｌｅ％の点を順次に結ぶ３角形の範囲内
であり、液相温度が５００℃と５５０℃の範囲内であ
り、使用温度が５５０℃より高いことを特徴とするもの
である。

【００３０】図３のＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＴｈＦ_４三成分
系の相状態図で示されるようにＬｉＦ組成が増加すると
液相温度が高くなるため、ＬｉＦ組成の上限は原子炉の
運転条件で許される燃料塩の液相最高温度で定まる。炉
心を循環する燃料塩の最低運転温度が６００℃である場
合に、燃料塩の液相最高温度は５５０℃まで許され、Ｌ
ｉＦ組成の上限は５５０℃までの液相温度を与えるもの
であってよい。具体的には、ＬｉＦ組成の上限はＴｈＦ
_４の組成に依存して異なり、７１ｍｏｌｅ％からＴｈＦ
_４組成の１ｍｏｌｅ％の増加当たりに０．２２ｍｏｌｅ
％ずつ増加する。請求項３の発明においてＬｉＦ−Ｂｅ
Ｆ_２−ＴｈＦ_４三成分系混合物の液相温度は５５０℃と
５００℃の間の範囲に限定しているのでＬｉＦ組成の下
限は６９ｍｏｌｅ％に限定される。

【００３１】また、図３に示されるようにＴｈＦ_４組成
がある程度以上に増加すると液相温度が高くなるが、Ｌ
ｉＦ組成が６９乃至７５ｍｏｌｅ％であれば５５０℃ま
での液相温度を与えるためにＴｈＦ_４組成の上限は１８
ｍｏｌｅ％まで許される。ＴｈＦ_４の下限はＬｉＦ組成
に対応して５５０℃より低い液相温度を与えるものでな
ければならない。具体的には、ＬｉＦ組成が７１ｍｏｌ
ｅ％から１ｍｏｌｅ％の増加当たりにＴｈＦ_４組成の下
限は４．５ｍｏｌｅ％ずつ増加する。

【００３２】ＴｈＦ_４は単にＢｅＦ_２を置換して３弗化
物の溶解度を高めるだけでなく、^{２ ３２}Ｔｈは熱中性子
を捕獲（熱中性子捕獲断面積７．４×１０^−２４ ｃｍ
^２）して^２３３Ｐａを生成し、^２３３Ｐａはβ崩壊して
^２３３Ｕとなり核***するために増殖物質である。
^２３３ＵはＵＦ_４として溶媒に溶解するが、３弗化物の
溶解度に影響を与えることはない。溶融塩増殖炉燃料と
してはＴｈＦ_４組成として１２ｍｏｌｅ％が提案されて
いたが、増殖を目的とせず^２３２Ｔｈから生成する
^２３３Ｕを過不足なく燃焼する原子炉としてはＴｈＦ_４
組成は１０％であればよい。この条件においては、生成
する^２３３Ｕ量は原子炉内で燃焼する^２３３Ｕ量と釣り
合い、本発明の利用分野である超ウラン元素を効率よく
核***させる原子炉の燃料塩としては不都合になる。し
かし、核***断面積が大きく、核***し易い超ウラン核
種が先行して核***し、吸収断面積に占める核***断面
積の比率が小さくなった超ウラン核種を核***させて低
い濃度にまで減量する原子炉においては^２３２Ｔｈから
生成した^２３３Ｕの核***によって発生する中性子を有
効に利用できる。

【００３３】ＢｅＦ_２を置換するＴｈＦ_４の熱中性子捕
獲断面積（７．４×１０^−２４ｃｍ ^２）がＢｅＦ_２の熱
中性子捕獲断面積（０．０１×１０^−２４ｃｍ^２）に比
較して７４０倍と高く、標準的な^７ＬｉＦ−ＢｅＦ
_２（６７−３３ｍｏｌｅ％）の熱中性子捕獲断面積
（０．０２５×１０^−２４ｃｍ^２）に対して、１０％の
ＢｅＦ _２をＺｒＦ_４で置換したとして熱中性子捕獲断面
積（０．７６×１０^−２４ｃｍ ^２）は約３０倍に増加す
る。高い中性子捕獲断面積は高い^２３３Ｕ収率を意味
し、平衡^２３３Ｕ濃度の下で超ウラン元素の燃焼が行え
なくなる。一方、平衡^{２３ ３}Ｕ濃度に達するまでは、炉
心の寄生的中性子捕獲を補償するために３弗化物を構成
する超ウラン元素の負荷濃度をさらに高めなければなら
ない。従って、溶融塩原子炉燃料の溶媒として許容され
る熱中性子捕獲断面積の点からＴｈＦ_４組成の上限が制
限される。さらに、ＢｅＦ_２の分子容積（２３．６７ｃ
ｍ^３／ｍｏｌｅ）と比較してＴｈＦ_４の分子容積（４
４．２７ｃｍ^３／ｍｏｌｅ）は１．８７倍と大きく、標
準的な^７ＬｉＦ−ＢｅＦ_２（６７−３３ｍｏｌｅ％）の
分子容積（１４．４１ｃｍ^３／ｍｏｌｅ）に対して１０
ｍｏｌｅ％のＢｅＦ_２をＴｈＦ_４で置換したとすれば分
子容積（１６．４７ｃｍ^３／ｍｏｌｅ）は１．１４倍に
大きく、単位体積の燃料塩溶媒に含まれる分子数は０．
８７５倍に低下する。これは、^７ＬｉＦ−ＢｅＦ_２（６
７−３３ｍｏｌｅ％）溶媒中と同じｍｏｌｅ濃度におい
ても、単位体積の^７ＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＴｈＦ_４（６７
−２３−１０ｍｏｌｅ％）溶媒中の溶質分子数は０．８
７５倍に少ないことを意味する。

【００３４】溶融塩原子炉燃料と原子炉構成材料の共存
性に関わる制限から、燃料塩の許容最高温度は約７００
℃である。燃料塩溶媒の最低液相温度及び超ウラン元素
３弗化物の溶解度評価温度が５５０℃であることは、燃
料塩の最低温度が余裕をみて６００℃まで許容され、熱
交換器の高温側と低温側で１００℃の温度を与えること
ができ、発電設備としての熱効率は４２％に達すること
ができる。

【００３５】請求項４の発明に係る溶融塩原子炉燃料
は、請求項３の発明に係る溶融塩原子炉燃料において、
超ウラン元素を効果的に燃焼するために適当な量にＴｈ
Ｆ_４の添加加量を低減したときに超ウラン元素３弗化物
の溶解度を大きくするために必要なＴｈＦ_４の添加量に
達しないという点に鑑みてなされ、請求項３の発明に係
る溶融塩原子炉燃料におけるＴｈＦ_４の一部をＺｒＦ_４
で置換することにより、溶媒の液相温度より低くない５
５０℃において超ウラン元素３弗化物の溶解度を高く保
ちながら、ＴｈＦ_４量を低減し、^２３３Ｕの補充量を制
限して超ウラン元素の燃焼率を高めることができる溶融
塩溶媒からなるものである。

【００３６】これによって、燃料塩内の超ウラン元素濃
度を高めて^２３３Ｕの核***に対する超ウラン元素の核
***割合を高めることができる。また、過剰のＴｈＦ_４
をＺｒＦ_４で置換することにより、溶媒の捕獲断面積が
低下して中性子増倍係数が高くなり、燃料塩中に核***
生成物を含めることが可能になる。

【００３７】

【発明の実施の形態】実施の形態１．本発明の実施の形
態１による溶融塩原子炉燃料は、図１に示すＬｉＦ−Ｂ
ｅＦ _２−ＺｒＦ_４三成分系の組成と液相温度と等高線を
示す部分的な相状態図上での液相温度が５００℃より低
く、４５０℃より高い組成範囲で示される。その組成範
囲から採取した標本についての各成分のｍｏｌｅ％組
成、溶媒の熱中性子捕獲断面積、Ｌｉ_２ＢｅＦ_４とＬｉ
_２ＺｒＦ_６が生成するとして求めた遊離弗素イオン数、
１グラム分子の溶媒が５００℃において占める分子容積
値、溶液中のＰｕ濃度比［Ｐｕ］／［Ｌｉ＋Ｂｅ＋Ｚｒ
＋Ｐｕ］ｍｏｌｅ％と定義される５００℃におけるＰｕ
Ｆ_３の溶解度、単位容積の溶媒中のＰｕグラム分子量と
定義される５００℃におけるＰｕＦ_３の溶解度をそれぞ
れ表１に示す。表１の各組成に相当する標本番号を図１
に示す。

【００３８】

【表１】

【００３９】以下、各条件下での計算結果について説明
する。

【００４０】条件１−１ 黒鉛減速材と炉心容積比が１０％である平均温度６５０
℃の燃料塩（溶媒塩の巨視的捕獲断面積［０．０１４１
×１０^−２４ｃｍ^２］［３．６６×１０^２２ａｔｏｍ／
ｃｍ^３］［０．１］＝０．００００５２ｃｍ^−１）で構
成される溶融塩原子炉において、実効核***断面積が１
１９×１０^−２４ｃｍ^２、実効捕獲断面積が１６９×１
０^−２４ｃｍ^２であり、中性子収率が２．９６である超
ウラン元素が核***する場合に、核***生成物が常時除
去されていて存在しなければ、超ウラン元素濃度が０．
６×１０^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３（１．００×１０^−４
ｍｏｌｅ／ｃｍ^３）において炉心の巨視的核***断面積
が０．０００７１ｃｍ^−１、巨視的捕獲断面積が０．０
０１０１ｃｍ^−１であり、中性子増倍係数が１．０４と
なり臨界に達する。

【００４１】この超ウラン元素３弗化物濃度は標本番号
１の６７％ＬｉＦ−３３％ＢｅＦ_２−０％ＺｒＦ_４の溶
解度１．１５×１０^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ^３（０．６９×
１０ ^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３）によって満足できる。

【００４２】条件１−２ 黒鉛減速材と炉心容積比が１０％である平均温度６５０
℃の燃料塩（溶媒塩の巨視的捕獲断面積［０．０２４８
×１０^−２４ｃｍ^２］［３．２２×１０^２２ａｔｏｍ／
ｃｍ^３］［０．１］＝０．００００８０ｃｍ^−１）で構
成される溶融塩原子炉において、実効核***断面積が１
１９×１０^−２４ｃｍ^２、実効捕獲断面積が１６９×１
０^−２４ｃｍ^２であり、中性子収率が２．９６である超
ウラン元素が核***する場合に、実効捕獲断面積６×１
０^−２４ｃｍ^２の核***生成物が炉心熱出力密度１９．
５Ｗ／ｃｍ^３（５．９３×１０^１１ｆｉｓｓｉｏｎｓ／
ｃｍ^３−ｓ）で１．０×１０^８ｓの運転によって蓄積し
て燃料塩（炉心外を含む）中濃度が２．５１×１０^２０
ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３であれば炉心巨視的捕獲断面積は
０．０００１５１ｃｍ^−１であり、超ウラン元素濃度が
０．９５×１０^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３（１．５８×１
０^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ^３）において炉心の巨視的核***
断面積が０．００１１３ｃｍ^−１、巨視的捕獲断面積が
０．００１６１ｃｍ^−１であり、中性子増倍係数が１．
０４となり臨界に達する。

【００４３】核***生成物には７．５３×１０^１９ａｔ
ｏｍｓ／ｃｍ^３（１．２５×１０^{− ４}ｍｏｌｅ／ｃ
ｍ^３）の希土類元素３弗化物を含んでおり、超ウラン元
素３弗化物と合計して１．７０×１０^２０ａｔｏｍｓ／
ｃｍ^３（２．８３×１０^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ^３）の３弗
化物を含むことになる。この３弗化物濃度は標本番号７
のＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＺｒＦ_４（７２−１８−１０ｍｏ
ｌｅ％）の溶解度３．０５×１０^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ^３
によって満足できる。

【００４４】条件１−３ 黒鉛減速材と炉心容積比が１０％である平均温度６５０
℃の燃料塩（溶媒塩の巨視的捕獲断面積［０．０３４４
×１０^−２４ｃｍ^２］［３．０２×１０^２２ａｔｏｍ／
ｃｍ^３］［０．１］＝０．０００１０４ｃｍ^−１）で構
成される溶融塩原子炉において、実効核***断面積が１
１９×１０^−２４ｃｍ^２、実効捕獲断面積が１６９×１
０^−２４ｃｍ^２であり、中性子収率が２．９６である超
ウラン元素が核***する場合に、実効捕獲断面積６×１
０^−２４ｃｍ^２の核***生成物が炉心熱出力密度１９．
５Ｗ／ｃｍ^３（５．９３×１０^１１ｆｉｓｓｉｏｎｓ／
ｃｍ^３−ｓ）で１．５×１０^８ｓの運転によって蓄積し
て燃料塩（炉心外を含む）中濃度が３．７６×１０^２０
ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３であれば炉心巨視的捕獲断面積は
０．０００２２６ｃｍ^−１であり、超ウラン元素濃度が
１．１５×１０^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３（１．９１×１
０^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ^３）において炉心の巨視的核***
断面積が０．００１３７ｃｍ^−１、巨視的捕獲断面積が
０．００１９４ｃｍ^−１であり、中性子増倍係数が１．
０４となり臨界に達する。

【００４５】核***生成物には１．１３×１０^２０ａｔ
ｏｍｓ／ｃｍ^３（１．８７×１０^{− ４}ｍｏｌｅ／ｃ
ｍ^３）の希土類元素３弗化物を含んでおり、超ウラン元
素３弗化物と合計して２．２８×１０^２０ａｔｏｍｓ／
ｃｍ^３（３．７８×１０^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ^３）の３弗
化物を含むことになる。この３弗化物濃度は標本番号８
のＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＺｒＦ_４（７５−５−２０ｍｏｌ
ｅ％）の溶解度３．１１×１０^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ^３に
よっても満足できない。

【００４６】実施の形態１によれば、以下の効果を得る
ことができる。 （１）原子炉の最低運転温度が５５０℃程度であり、燃
料塩の最高許容液相温度が５００℃である場合に、燃料
塩溶媒にＺｒＦ_４を添加して、５００℃における超ウラ
ン元素３弗化物の溶解度が高い燃料塩を提供し、燃料塩
中の超ウラン元素濃度を高めることにより、ある程度低
い核***断面積を有する超ウラン元素で構成され、ある
程度の核***生成物を含む原子炉を臨界に達せしめ、あ
るいは反応度を高めることができる。 （２）ＺｒＦ_４の添加による熱中性子捕獲断面積の増加
の影響が小さい燃料塩を選択することができる。

【００４７】実施の形態２．本発明の実施の形態２によ
る溶融塩原子炉燃料は、図２に示すＬｉＦ−ＢｅＦ _２−
ＺｒＦ_４三成分系の組成と液相温度と等高線を示す部分
的な相状態図上での液相温度が５５０℃より低く、４５
０℃より高い組成範囲で示される。その組成範囲から採
取した標本についての各成分のｍｏｌｅ％組成、溶媒の
熱中性子捕獲断面積、Ｌｉ_２ＢｅＦ_４とＬｉ_２ＺｒＦ_６
が生成するとして求めた遊離弗素イオン数、１グラム分
子の溶媒が５５０℃において占める分子容積値、溶液中
のＰｕ濃度比［Ｐｕ］／［Ｌｉ＋Ｂｅ＋Ｚｒ＋Ｐｕ］ｍ
ｏｌｅ％と定義される５５０℃における超ウラン元素３
弗化物の溶解度、単位容積の溶媒中のＰｕグラム分子量
と定義される５５０℃における超ウラン元素３弗化物の
溶解度をそれぞれ表２に示す。表２の各組成に相当する
標本番号を図２に示す。

【００４８】

【表２】

【００４９】以下、各条件下での計算結果について説明
する。

【００５０】条件２−１ 黒鉛減速材と炉心容積比が１０％である平均温度６５０
℃の燃料塩（溶媒塩の巨視的捕獲断面積［０．０１９２
×１０^−２４ｃｍ^２］［３．５４×１０^２２ａｔｏｍ／
ｃｍ^３］［０．１］＝０．００００６８ｃｍ^−１）で構
成される溶融塩原子炉において、実効核***断面積が１
１９×１０^−２４ｃｍ^２、実効捕獲断面積が１６９×１
０^−２４ｃｍ^２であり、中性子収率が２．９６である超
ウラン元素が核***する場合に、実効捕獲断面積６×１
０^−２４ｃｍ^２の核***生成物が炉心熱出力密度１９．
５Ｗ／ｃｍ^３（５．９３×１０^１１ｆｉｓｓｉｏｎｓ／
ｃｍ^３−ｓ）で１．５×１０^８ｓの運転によって蓄積し
て燃料塩（炉心外を含む）中濃度が３．７６×１０^２０
ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３であれば炉心巨視的捕獲断面積は
０．０００２２６ｃｍ^−１であり、超ウラン元素濃度が
１．１０×１０^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３（１．８３×１
０^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ^３）において炉心の巨視的核***
断面積が０．００１３１ｃｍ^−１、巨視的捕獲断面積が
０．００１８６ｃｍ^−１であり、中性子増倍係数が１．
０４となり臨界に達する。

【００５１】核***生成物には１．１３×１０^２０ａｔ
ｏｍｓ／ｃｍ^３（１．８７×１０^{− ４}ｍｏｌｅ／ｃ
ｍ^３）の希土類元素３弗化物を含んでおり、超ウラン元
素３弗化物と合計して２．２３×１０^２０ａｔｏｍｓ／
ｃｍ^３（３．７０×１０^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ^３）の３弗
化物を含むことになる。この３弗化物濃度は標本番号１
２のＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＺｒＦ_４（６７−２８−５ｍｏ
ｌｅ％）の溶解度４．７０×１０^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ^３
によって満足できる。

【００５２】条件２−２ 黒鉛減速材と炉心容積比が１０％である平均温度６５０
℃の燃料塩（溶媒塩の巨視的捕獲断面積［０．０１４６
×１０^−２４ｃｍ^２］［３．５８×１０^２２ａｔｏｍ／
ｃｍ^３］［０．１］＝０．００００５２ｃｍ^−１）で構
成される溶融塩原子炉において、実効核***断面積が７
６．４×１０^−２４ｃｍ^２、実効捕獲断面積が１１１．
６×１０^−２４ｃｍ^２であり、中性子収率が２．９６で
ある超ウラン元素が核***する場合に、核***生成物が
存在していなければ、超ウラン元素濃度が１．１０×１
０^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３（１．８３×１０^−４ｍｏｌ
ｅ／ｃｍ^３）において炉心の巨視的核***断面積が０．
０００８４ｃｍ^−１、巨視的捕獲断面積が０．００１２
３ｃｍ^−１であり、中性子増倍係数が１．０４となり臨
界に達する。

【００５３】この超ウラン元素濃度は標本番号１１のＬ
ｉＦ−ＢｅＦ_２−ＺｒＦ_４（７１−２９−０ｍｏｌｅ
％）の溶解度３．３３×１０^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ^３によ
って満足できる。

【００５４】条件２−３ 黒鉛減速材と炉心容積比が１０％である平均温度６５０
℃の燃料塩（溶媒塩の巨視的捕獲断面積［０．０１９７
×１０^−２４ｃｍ^２］［３．５５×１０^２２ａｔｏｍ／
ｃｍ^３］［０．１］＝０．００００７０ｃｍ^−１）で構
成される溶融塩原子炉において、実効核***断面積が７
６．４×１０^−２４ｃｍ^２、実効捕獲断面積が１１１．
６×１０^−２４ｃｍ^２であり、中性子収率が２．９６で
ある超ウラン元素が核***する場合に、実効捕獲断面積
６×１０^−２４ｃｍ^２の核***生成物が炉心熱出力密度
１９．５Ｗ／ｃｍ^３（５．９３×１０^１１ｆｉｓｓｉｏ
ｎｓ／ｃｍ^３−ｓ）で１．５×１０^８−ｓ（４．７６
年）の運転によって蓄積して燃料塩（炉心外を含む）中
濃度が３．７６×１０^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３であれば
炉心巨視的捕獲断面積は０．０００２２６ｃｍ^−１であ
り、超ウラン元素濃度が１．８５×１０^２０ａｔｏｍｓ
／ｃｍ^３（３．０７×１０^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ ^３）にお
いて炉心の巨視的核***断面積が０．００１４１、巨視
的捕獲断面積が０．００２０６であり、中性子増倍係数
が１．０４となり臨界に達する。

【００５５】核***生成物には１．１３×１０^２０ａｔ
ｏｍｓ／ｃｍ^３（１．８７×１０^{− ４}ｍｏｌｅ／ｃ
ｍ^３）の希土類元素３弗化物を含んでおり、超ウラン元
素３弗化物と合計して２．９８×１０^２０ａｔｏｍｓ／
ｃｍ^３（４．９５×１０^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ^３）の３弗
化物を含むことになる。この３弗化物濃度は標本番号１
５のＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＺｒＦ_４（７０−２５−５ｍｏ
ｌｅ％）の溶解度５．９０×１０^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ^３
によって満足できる。

【００５６】条件２−４ 黒鉛減速材と炉心容積比が１０％である平均温度６５０
℃の燃料塩（溶媒塩の巨視的捕獲断面積［０．０３４９
×１０^−２４ｃｍ^２］［３．３７×１０^２２ａｔｏｍ／
ｃｍ^３］［０．１］＝０．０００１１８ｃｍ^−１）で構
成される溶融塩原子炉において、実効核***断面積が１
３．１×１０^−２４ｃｍ^２、実効捕獲断面積が２７．９
×１０^−２４ｃｍ^２であり、中性子収率が３．４２であ
る超ウラン元素が核***し、核***生成物が常時除去さ
れていて存在しなければ、超ウラン元素濃度が１．６０
×１０^２１ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３（２．６６×１０^−３ｍ
ｏｌｅ／ｃｍ^３）において炉心の巨視的核***断面積が
０．００２１０ｃｍ^−１、巨視的捕獲断面積が０．００
４４６ｃｍ^−１であり、中性子増倍係数が１．０４とな
り臨界に達する。

【００５７】この超ウラン元素３弗化物濃度は、標本番
号２０のＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＺｒＦ _４（７１−２９−０
ｍｏｌｅ％）の溶解度１．１２×１０^−３ｍｏｌｅ／ｃ
ｍ^３によっても満足しない。

【００５８】実施の形態２によれば、以下の効果を得る
ことができる。 （１）原子炉の最低運転温度が６００℃程度であり、燃
料塩の最高許容液相温度が５５０℃である場合に、燃料
塩溶媒にＺｒＦ_４を添加して、５５０℃における超ウラ
ン元素３弗化物の溶解度が高い燃料塩を提供し、燃料塩
中の超ウラン元素濃度を高めることにより、かなり低い
核***断面積を有する超ウラン元素で構成され、かなり
の程度の核***生成物を含む原子炉を臨界に達せしめ、
あるいは反応度を高めることができる。 （２）ＺｒＦ_４の添加による熱中性子捕獲断面積の増加
の影響が小さい燃料塩を選択することができる。

【００５９】実施の形態３．本発明の実施の形態３によ
る溶融塩原子炉燃料は、図３に示すＬｉＦ−ＢｅＦ _２−
ＴｈＦ_４三成分系の組成と液相温度と等高線を示す部分
的な相状態図上に与えられる液相温度が５５０℃より低
く、５００℃より高い組成範囲で示される。その組成範
囲から採取した標本についての各成分のｍｏｌｅ％組
成、Ｌｉ_２ＢｅＦ_４とＬｉＴｈＦ_５が生成するとして求
めた遊離弗素イオン数、１グラム分子の溶媒が５５０℃
において占める分子容積値、溶液中のＰｕ濃度比［Ｐ
ｕ］／［Ｌｉ＋Ｂｅ＋Ｔｈ＋Ｐｕ］ｍｏｌｅ％と定義さ
れる５５０℃における超ウラン元素３弗化物の溶解度、
単位容積の溶媒中のＰｕグラム分子量と定義される５５
０℃における超ウラン元素３弗化物の溶解度をそれぞれ
表３に示す。表３中の特定の組成に相当する標本番号を
図３に示す。標本番号２１から２９は比較標本であり、
実施の形態３の範囲外である。

【００６０】以下、各条件下での計算結果について説明
する。

【００６１】

【表３】

【００６２】条件３−１ 黒鉛減速材と容積比が１０％であり６ｍｏｌｅ％のＴｈ
Ｆ_４を添加した溶融塩原子炉燃料（６５０℃において
^２３２Ｔｈ共鳴積分断面積の５％を含む中性子捕獲断面
積＝０．５８０×１０^−２４ｃｍ^２、炉心の巨視的捕獲
断面積＝０．００１９０ｃｍ^−１）で構成される原子炉
において、^２３２Ｔｈが中性子を捕獲して生成する
^２３３ＵＦ_４の平衡濃度は約０．３ｍｏｌｅ％である。
平均運転温度である６５０℃における^２３３Ｕの核***
断面積は２９９×１０^−２４ｃｍ^２であり、中性子捕獲
断面積は５６．５×１０^−２４ｃｍ^２である。単位体積
中の溶媒分子密度が３．２８×１０^２２ａｔｏｍｓ／ｃ
ｍ^３から求めた^２３３Ｕ原子密度９．８３×１０^１９ａ
ｔｏｍｓ／ｃｍ^３（１．６３×１０^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ
^３）を微視的断面積に乗じて求められ炉心の巨視的核分
裂断面積は０．００２９４ｃｍ^−１であり、炉心の巨視
的中性子捕獲断面積は０．０００５５５ｃｍ^−１であ
る。^２３３Ｕの核***による中性子収率は２．４９であ
るため、中性子増倍係数は１．２９７である。

【００６３】実効核***断面積が１３．１×１０^−２４
ｃｍ^２、実効捕獲断面積が２７．９×１０^−２４ｃｍ^２
であり、中性子収率が３．４２である超ウラン元素が標
本番号３３のＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＴｈＦ_４（７３−２１
−６ｍｏｌｅ％）の超ウラン元素３弗化物溶解度である
５．９３×１０^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ^３（３．５７×１０
^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３）に相当する濃度以下で存在す
ると、炉心の巨視的核***断面積は０．０００４６８ｃ
ｍ^−１、炉心の巨視的捕獲断面積は０．０００９９６ｃ
ｍ^−１であり、中性子増倍率は１．２５５以上となり臨
界となる。

【００６４】炉心の^２３３Ｕの巨視的核***断面積０．
００２９４ｃｍ^−１と超ウラン元素の巨視的核***断面
積０．０００４６８ｃｍ^−１は８６．３％と１３．７％
に相当する。１ＧＷｔ−ｙの核***熱出力は約３００ｋ
ｇの核***性物質によって発生するが、この場合には、
２５９ｋｇの^２３３Ｕの消費に伴って４１ｋｇの超ウラ
ン元素が消費される。

【００６５】条件３−２ 黒鉛減速材と容積比が１０％であり３ｍｏｌｅ％のＴｈ
Ｆ_４を添加した溶融塩原子炉燃料（６５０℃において共
鳴積分断面積の５％を含む中性子捕獲断面積＝０．２６
７×１０^−２４ｃｍ^２、炉心における巨視的捕獲断面積
＝０．０００９４５ｃｍ^−１）で構成される原子炉にお
いて、^２３２Ｔｈが中性子を捕獲して生成する^２３３Ｕ
Ｆ_４の平衡濃度は約０．１５ｍｏｌｅ％（５．３１×１
０^１９ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３）である。平均運転温度であ
る６５０℃における^２３３Ｕの核***断面積は２９９×
１０^−２４ｃｍ^２であり、中性子捕獲断面積は５６．５
×１０^−２４ｃｍ^２である。炉心における^２３３Ｕの巨
視的核***断面積は０．００１５９ｃｍ^−１であり、巨
視的中性子捕獲断面積は０．０００３０ｃｍ^−１であ
る。^２３３Ｕの核***による中性子収率は２．４９であ
るため、中性子増倍係数は１．２８３である。実効核分
裂断面積が１３．１×１０^−２４ｃｍ^２、実効捕獲断面
積が２７．９×１０^−２４ｃｍ^２であり、中性子収率が
３．４２である超ウラン元素が標本番号３３のＬｉＦ−
ＢｅＦ_２−ＴｈＦ_４（７３−２１−６ｍｏｌｅ％）の超
ウラン元素３弗化物溶解度である３．５７×１０^２０ａ
ｔｏｍｓ／ｃｍ^３の濃度以下で存在すれば、炉心の巨視
的核***断面積は０．０００４６８ｃｍ^−１、炉心の巨
視的捕獲断面積は０．０００９９６ｃｍ^−１であり、中
性子増倍率は１．２２２以上となり臨界となる。

【００６６】炉心の^２３３Ｕの巨視的核***断面積０．
００１５９と超ウラン元素の巨視的核***断面積０．０
００４６８は７７．３％と２６．７％に相当する。１Ｇ
Ｗｔ−ｙの核***熱出力は約３００ｋｇの核***性物質
によって発生するが、この場合には、２３２ｋｇの
^２３３Ｕの消費に伴って６８ｋｇの超ウラン元素が消費
される。ここで、溶媒であるＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＴｈＦ
_４（７２−２５−３ｍｏｌｅ％）の５５０℃における３
弗化物の溶解度は３．０×１０^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３
（５×１０^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ^３）と推定され、実際に
溶融塩炉燃料中に負荷できる超ウラン元素濃度は核***
生成物を含まない場合の８４％に低下する。従って、超
ウラン元素の燃焼比率は２２．４％に低下する。

【００６７】条件３−３ 黒鉛減速材と容積比が１０％であり２ｍｏｌｅ％のＴｈ
Ｆ_４を添加した溶融塩原子炉燃料（６５０℃において共
鳴積分断面積の５％を含む中性子捕獲断面積＝０．２４
４×１０^−２４ｃｍ^２、炉心における巨視的捕獲断面積
＝０．０００６４４ｃｍ^−１）で構成される原子炉にお
いて、^２３２Ｔｈが中性子を捕獲して生成する^２３３Ｕ
Ｆ_４の平衡濃度は約０．１ｍｏｌｅ％（３．５４×１０
^１９ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３）である。平均運転温度である
６５０℃における^２３３Ｕの核***断面積は２９９×１
０^−２４ｃｍ^２であり、中性子捕獲断面積は５６．５×
１０^−２４ｃｍ^２である。炉心における^２３３Ｕの巨視
的核***断面積は０．００１０５８ｃｍ^−１であり、巨
視的中性子捕獲断面積は０．０００２００ｃｍ^−１であ
る。^２３３Ｕの核***による中性子収率は２．４９であ
るため、中性子増倍係数は１．２２４である。実効核分
裂断面積が１３．１×１０^−２４ｃｍ^２、実効捕獲断面
積が２７．９×１０^−２４ｃｍ^２であり、中性子収率が
３．４２である超ウラン元素が標本番号３３のＬｉＦ−
ＢｅＦ_２−ＴｈＦ_４（７３−２１−６ｍｏｌｅ％）の超
ウラン元素３弗化物溶解度である３．５７×１０^２０ａ
ｔｏｍｓ／ｃｍ^３の濃度以下で存在すれば、炉心の巨視
的核***断面積は０．０００４６８ｃｍ^−１、炉心の巨
視的捕獲断面積は０．０００９９６ｃｍ^−１であり、中
性子増倍率は１．１７１以上となり臨界となる。

【００６８】炉心の^２３３Ｕの巨視的核***断面積０．
００１０５８ｃｍ^−１と超ウラン元素の巨視的核***断
面積０．０００４６８ｃｍ^−１は６９．３％と３１．７
％に相当する。１ＧＷｔ−ｙの核***熱出力は約３００
ｋｇの核***性物質によって発生するが、この場合に
は、２０８ｋｇの^２３３Ｕの消費に伴って９２ｋｇの超
ウラン元素が消費される。ここで、溶媒であるＬｉＦ−
ＢｅＦ_２−ＴｈＦ_４（７１．５−２５．５−２ｍｏｌｅ
％）の５５０℃における３弗化物の溶解度は２．４×１
０^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３（４×１０^−４ｍｏｌｅ／ｃ
ｍ^３）と推定され、実際に溶融塩炉燃料中に負荷できる
超ウラン元素濃度は核***生成物を含まない場合の６７
％に低下する。従って、超ウラン元素の燃焼比率は２
１．３％に低下する。

【００６９】条件３−４ 条件３−３において、溶融塩炉燃料中に核***生成物を
含まなかった。核***断面積が２９９×１０^−２４ｃｍ
^２であり、中性子捕獲断面積は５６．５×１０ ^−２４ｃ
ｍ^２であり、中性子収率が２．４９である^２３３Ｕが
^２３３ＵＦ_４として０．１ｍｏｌｅ％（３．５４×１０
^１９ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３）の濃度で存在し、実効核***
断面積が１３．１×１０^−２４ｃｍ^２、実効捕獲断面積
が２７．９×１０^−２４ｃｍ^２であり、中性子収率が
３．４２である超ウラン元素３弗化物が３．５７×１０
^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３の濃度で存在して中性子増倍係
数は１．１７１であった。さらに、実効中性子捕獲断面
積が６×１０^−２４ｃｍ^２の核***生成物が溶融塩炉燃
料中に７．６０×１０^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３の濃度で
存在しても中性子増倍率は１．０４であり臨界は保持で
きる。この核***生成物量は炉心出力密度１９．５Ｗ／
ｃｍ^３（燃料塩核***密度５．９３×１０^１２ｆｉｓｓ
ｉｏｎ／ｃｍ^３−ｓ）において１．５０×１０^８−ｓ
（４．７６年）運転して蓄積するものに相当する。ここ
で、核***生成物は希土類元素３弗化物を２．２８×１
０^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３含むため、溶融塩炉燃料の溶
媒は全３弗化物として少なくとも５．８５×１０^２０ａ
ｔｏｍｓ／ｃｍ^３（９．７１×１０^{− ４}ｍｏｌｅ／ｃｍ
^３）の溶解度を有する必要がある。ここで、溶媒である
ＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＴｈＦ_４（７２−２６−２ｍｏｌｅ
％）の５５０℃における３弗化物の溶解度は２．４×１
０^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３（４×１０^−４ｍｏｌｅ／ｃ
ｍ^３）と推定され、実際に溶融塩炉燃料中に負荷できる
超ウラン元素濃度は核***生成物を含まない場合の４１
％に低下する。従って、超ウラン元素の燃焼比率は１３
％に低下する。

【００７０】実施の形態３によれば、以下の効果を得る
ことができる。 （１）原子炉の最低運転温度が６００℃程度であり、燃
料塩の最高許容液相温度が５５０℃である場合に、燃料
塩溶媒に増殖材であるＴｈＦ_４を添加して、５５０℃に
おける超ウラン元素３弗化物の溶解度が高い燃料塩を提
供すると同時に、生成する^２３３Ｕの核***で発生する
中性子を利用して核***断面積の著しく低い超ウラン元
素を高い効率で燃焼することができる。 （２）核***断面積の小さい超ウラン元素を燃焼するこ
とができる超ウラン元素３弗化物の溶解度の高い溶融塩
原子炉燃料を提供することができる。

【００７１】実施の形態４．各条件下での計算結果につ
いて説明する。

【００７２】条件４−１ 黒鉛減速材と容積比が１０％であり、標本番号３３のＬ
ｉＦ−ＢｅＦ_２−ＴｈＦ_４（７３−２１−６ｍｏｌｅ
％）溶媒のＴｈＦ_４のうち４ｍｏｌｅ％をＺｒＦ _４で置
換し、２ｍｏｌｅ％のＴｈＦ_４を含む溶融塩原子炉燃料
（６５０℃において共鳴積分断面積の５％を含む中性子
捕獲断面積＝０．１８７×１０^−２４ｃｍ ^２、炉心にお
ける巨視的捕獲断面積＝０．０００６６３ｃｍ^−１）で
構成される原子炉において、^２３２Ｔｈが中性子を捕獲
して生成する^２３３ＵＦ_４の平衡濃度は約０．１ｍｏｌ
ｅ％（３．５４×１０^１９ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３）であ
る。平均運転温度である６５０℃における^２３３Ｕの核
***断面積は２９９×１０^{−２ ４}ｃｍ^２であり、中性子
捕獲断面積は５６．５×１０^−２４ｃｍ^２である。炉心
における^２３３Ｕの巨視的核***断面積は０．００１０
５８ｃｍ^−１であり、巨視的中性子捕獲断面積は０．０
００２００ｃｍ^−１である。^２３３Ｕの核***による中
性子収率は２．４９であるため、中性子増倍係数は１．
２２４である。実効核***断面積が１３．１×１０
^−２４ｃｍ^２、実効捕獲断面積が２７．９×１０^−２４
ｃｍ^２であり、中性子収率が３．４２である超ウラン元
素が３．５７×１０^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３の濃度以下
で存在すれば、炉心の巨視的核***断面積は０．０００
４６８ｃｍ^−１、炉心の巨視的捕獲断面積は０．０００
９９６ｃｍ^−１であり、中性子増倍率は１．１６５以上
となり臨界となる。

【００７３】炉心の^２３３Ｕの巨視的核***断面積０．
００１０５８ｃｍ^−１と超ウラン元素の巨視的核***断
面積０．０００４６８ｃｍ^−１は６９．３％と３１．７
％に相当する。１ＧＷｔ−ｙの核***熱出力は約３００
ｋｇの核***性物質によって発生するが、この場合に
は、２０８ｋｇの^２３３Ｕの消費に伴って９２ｋｇの超
ウラン元素が消費される。ここで、溶媒であるＬｉＦ−
ＢｅＦ_２−ＴｈＦ_４−ＺｒＦ_４（７３−２１−２−４ｍ
ｏｌｅ％）の５５０℃における３弗化物の溶解度は３．
５７×１０^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３（５．９３×１０
^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ ^３）であり、実際に溶融塩炉燃料中
に３．５７×１０^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３の超ウラン元
素を負荷できるので、超ウラン元素の燃焼比率は３１．
７％となる。

【００７４】条件４−２ 黒鉛減速材と容積比が１０％であり、標本番号３６のＬ
ｉＦ−ＢｅＦ_２−ＴｈＦ_４（７７−５−１８ｍｏｌｅ
％）溶媒のＴｈＦ_４のうち１６ｍｏｌｅ％をＺｒＦ_４で
置換し、２ｍｏｌｅ％のＴｈＦ_４を含む溶融塩原子炉燃
料（６５０℃において共鳴積分断面積の５％を含む中性
子捕獲断面積＝０．２２０×１０^−２４ｃｍ^２、炉心に
おける巨視的捕獲断面積＝０．０００７３６ｃｍ^−１）
で構成される原子炉において、^２３２Ｔｈが中性子を捕
獲して生成する^２３３ＵＦ_４の平衡濃度は約０．１ｍｏ
ｌｅ％（３．５４×１０^１９ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３）であ
る。平均運転温度である６５０℃における^２３３Ｕの核
***断面積は２９９×１０^{− ２４}ｃｍ^２であり、中性子
捕獲断面積は５６．５×１０^−２４ｃｍ^２である。炉心
における^２３３Ｕの巨視的核***断面積は０．００１０
５８ｃｍ^−１であり、巨視的中性子捕獲断面積は０．０
００２００ｃｍ^−１である。^２３３Ｕの核***による中
性子収率は２．４９であるため、中性子増倍係数は１．
１７３である。実効核***断面積が１３．１×１０
^−２４ｃｍ^２、実効捕獲断面積が２７．９×１０^−２４
ｃｍ^２であり、中性子収率が３．４２である超ウラン元
素が３．５７×１０^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３の濃度以下
で存在すれば、炉心の巨視的核***断面積は０．０００
４６８ｃｍ^−１、炉心の巨視的捕獲断面積は０．０００
９９６ｃｍ^−１であり、中性子増倍率は１．１４２以上
となり臨界となる。

【００７５】さらに、実効中性子捕獲断面積が６×１０
^−２４ｃｍ^２の核***生成物が溶融塩炉燃料中に６．３
０×１０^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３の濃度で存在しても中
性子増倍率は１．０４であり臨界は保持できる。この核
***生成物量は炉心出力密度１９．５Ｗ／ｃｍ^３（燃料
塩核***密度５．９３×１０^１２ ｆｉｓｓｉｏｎｓ／
ｃｍ^３−ｓ）において１．２５×１０^８−ｓ（３．９５
年）運転して蓄積するものに相当する。ここで、核***
生成物は希土類元素３弗化物を１．８９×１０ ^２０ ａ
ｔｏｍｓ／ｃｍ^３含むため、溶融塩炉燃料の溶媒は全３
弗化物として少なくとも５．４６×１０^２０ａｔｏｍｓ
／ｃｍ^３（９．０７×１０^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ^３）の溶
解度を有する必要がある。ここで、溶媒としてＬｉＦ−
ＢｅＦ_２−ＴｈＦ_４（７７−５−１８ｍｏｌｅ％）のＴ
ｈＦ_４の一部をＺｒＦ_４で置換したＬｉＦ−ＢｅＦ_２−
ＴｈＦ_４−ＺｒＦ_４（７７−５−２−１６ｍｏｌｅ％）
の５５０℃における３弗化物の溶解度はＬｉＦ−ＢｅＦ
_２−ＴｈＦ_４（７７−５−１８ｍｏｌｅ％）と同じく
６．６３×１０^２０ａｔｏｍｓ／ｃｍ^３（１１．０×１
０^−４ｍｏｌｅ／ｃｍ^３）と推定され、実際に溶融塩炉
燃料中に負荷できる超ウラン元素濃度が満足される。

【００７６】炉心の^２３３Ｕの巨視的核***断面積０．
００１０５８と超ウラン元素の巨視的核***断面積０．
０００４６８は６９．３％と３１．７％に相当する。１
ＧＷｔ−ｙの核***熱出力は約３００ｋｇの核***性物
質によって発生するが、この場合には、２０８ｋｇの
^２３３Ｕの消費に伴って９２ｋｇの超ウラン元素が燃焼
される。

【００７７】実施の形態４によれば、以下の効果を得る
ことができる。 （１）原子炉の最低運転温度が６００℃程度であり、燃
料塩の最高許容液相温度が５５０℃である場合に、燃料
塩溶媒にＴｈＦ_４とＺｒＦ_４を添加して、５５０℃にお
ける超ウラン元素３弗化物の溶解度を高めると同時に、
生成する^２３３Ｕの核***で発生する中性子を利用して
核***断面積の著しく低い超ウラン元素を高い効率で燃
焼するために必要にして十分な増殖材であるＴｈＦ_４を
存在せしめることができる。 （２）核***断面積の小さい超ウラン元素を効果的に燃
焼することができる超ウラン元素３弗化物と希土類元素
３弗化物の溶解度が高い溶融塩原子炉燃料を提供するこ
とができる。

【００７８】なお、図１及び図２の相状態図は、R.E. T
homa, H. Insley, H.A. Friedman and G.M. Hebert,
“Equilibrium Phase Diagram of the Lithium Fluorid
e-Beryllium Fluoride-Zirconium Fluoride Systems”,
Journal of Nuclear Materials Vol. 27(1968), p.16
6-180から引用したものであり、図３の相状態図は、W.
R. Grimes, “Molten-Salt Reactor Chemistry”, Nucl
ear Applications and Technology Vol.8, February 19
70, pp.137-155から引用したものである。

【００７９】

【発明の効果】請求項１の発明によれば、５００℃にお
いて溶融塩原子炉燃料中に高い濃度で超ウラン元素３弗
化物を溶解せしめ、かなり低い核***断面積（約１２０
×１０ ^−２４ｃｍ^２）を有する超ウラン元素で構成され
る溶融塩原子炉燃料中に希土類元素を含む核***生成物
の存在を許さない原子炉に対して十分な核的反応度を与
え、５０℃の裕度をもって５５０℃の最低運転温度が許
され、熱効率に優れた運転に適した溶融塩原子炉燃料を
提供することができる。

【００８０】請求項２の発明によれば、５５０℃におい
て溶融塩原子炉燃料中に高い濃度で超ウラン元素３弗化
物を溶解せしめ、さらに低い核***断面積（約７６×１
０^{− ２４}ｃｍ^２）を有する超ウラン元素で構成される溶
融塩原子炉燃料中に希土類元素を含む核***生成物の存
在を許す原子炉に対して十分な核的反応度を与え、請求
項１の発明より熱効率は劣るが、５０℃の裕度をもって
６００℃の最低運転温度が許される運転に適した溶融塩
原子炉燃料を提供することができる。

【００８１】請求項３の発明によれば、５５０℃におい
て溶融塩原子炉燃料中に高い濃度で超ウラン元素３弗化
物を溶解せしめ、請求項２の発明によって得られる効果
を生じると共に、添加したＴｈＦ_４の中性子捕獲によっ
て生成する^２３３ＵＦ_４の高い核***断面積に由来し
て、著しく低い核***断面積（約１３×１０^−２４ｃｍ
^２）を有する超ウラン元素で構成される溶融塩原子炉燃
料中に希土類元素を含む核***生成物の存在を許さない
原子炉に対して十分な核的反応度を与え、^２３３Ｕが燃
焼する分は原子炉の熱出力当たりに超ウラン元素の燃焼
量は少なくなるが、５０℃の裕度をもって６００℃の最
低運転温度が許される運転に適した溶融塩原子炉燃料を
提供することができる。

【００８２】請求項４の発明によれば、５５０℃におい
て溶融塩原子炉燃料中に高い濃度で超ウラン元素３弗化
物を溶解せしめ、請求項３の発明によって得られる効果
を生じると共に、添加されるＴｈＦ_４の一部をＺｒＦ_４
で置換することにより、超ウラン元素３弗化物の溶解度
を高く保ちながら増殖材としてのＴｈＦ_４の存在量を制
限して^２３３Ｕの燃焼分を少なくし、核***生成物の存
在を許しても超ウラン元素の燃焼率を３１．７％の理論
値にまで高めることができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の好適な一実施例である溶媒塩組成を示
すＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＺｒＦ_４三成分系相状態図であ
る。

【図２】本発明の他の実施例である溶媒塩組成を示すＬ
ｉＦ−ＢｅＦ_２−ＺｒＦ_４三成分系相状態図である。

【図３】本発明の他の実施例である溶媒塩組成を示すＬ
ｉＦ−ＢｅＦ_２−ＴｈＦ_４三成分系相状態図である。

Claims (4)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 質量数が７の同位元素を濃縮したリチウ
   ムの弗化物（^７ＬｉＦ）とベリリウムの２弗化物（Ｂｅ
   Ｆ_２）とジルコニウムの４弗化物（ＺｒＦ_４）との混合
   物からなる溶融塩の溶媒に、超ウラン元素の３弗化物と
   核***生成物元素の３弗化物とを溶質として含み、溶媒
   の組成が^７ＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＺｒＦ _４三成分系の相状
   態図上において７５−５−２０ｍｏｌｅ％、６１−１１
   −２０ｍｏｌｅ％、６７−３３−０ｍｏｌｅ％、及び６
   ９−３１−０ｍｏｌｅ％の点を順次に結ぶ４角形の範囲
   内であり、初めて固相が析出する温度である液相温度が
   ５００℃より低く、使用温度が５００℃より高いことを
   特徴とする溶融塩原子炉燃料。
2. 【請求項２】 質量数が７の同位元素を濃縮したリチウ
   ムの弗化物（^７ＬｉＦ）とベリリウムの２弗化物（Ｂｅ
   Ｆ_２）とジルコニウムの４弗化物（ＺｒＦ_４）との混合
   物からなる溶融塩の溶媒に、超ウラン元素の３弗化物と
   核***生成物元素の３弗化物とを溶質として含み、溶媒
   の組成が^７ＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＺｒＦ _４三成分系の相状
   態図上において７７−３−２０ｍｏｌｅ％、６１−１１
   −２０ｍｏｌｅ％、６７−３３−０ｍｏｌｅ％、及び７
   １−２９−０ｍｏｌｅ％の点を順次に結ぶ４角形の範囲
   内であり、初めて固相が析出する温度である液相温度が
   ５５０℃より低く、使用温度が５５０℃より高いことを
   特徴とする溶融塩原子炉燃料。
3. 【請求項３】 質量数が７の同位元素を濃縮したリチウ
   ムの弗化物（^７ＬｉＦ）とベリリウムの２弗化物（Ｂｅ
   Ｆ_２）とトリウムの４弗化物（ＴｈＦ_４）との混合物か
   らなる溶融塩の溶媒に、超ウラン元素の３弗化物と核分
   裂生成物元素の３弗化物とを溶質として含み、溶媒の組
   成が^７ＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＴｈＦ_４三成分系の相状態図
   上において７６−６−１８ｍｏｌｅ％、６９−３１−０
   ｍｏｌｅ％、及び７１−２９−０ｍｏｌｅ％の点を順次
   に結ぶ３角形の範囲内であり、初めて固相が析出する温
   度である液相温度が５００℃と５５０℃の範囲内であ
   り、使用温度が５５０℃より高いことを特徴とする溶融
   塩原子炉燃料。
4. 【請求項４】 請求項３記載の溶融塩原子炉燃料におけ
   るトリウムの４弗化物（ＴｈＦ_４）の一部をジルコニウ
   ムの４弗化物（ＺｒＦ_４）で置換して溶媒中でのＴｈＦ
   _４含有量を低減したことを特徴とする溶融塩原子炉燃
   料。