JP2959980B2 - 未臨界型原子炉 - Google Patents
未臨界型原子炉Info
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- 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
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Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、加速器と未臨界炉心と
を組み合わせ、外部に設置した加速器によって炉内での
中性子の発生を制御し、発生した中性子を用いて炉内で
核***反応を生じさせることにより、炉心に装荷した燃
料を安全に燃焼させる原子炉に関するものである。
を組み合わせ、外部に設置した加速器によって炉内での
中性子の発生を制御し、発生した中性子を用いて炉内で
核***反応を生じさせることにより、炉心に装荷した燃
料を安全に燃焼させる原子炉に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】原子力発電システムは、ウラン等を核燃
料とし、その核***反応によって放出されるエネルギー
を電気エネルギーに変換することにより、電力を得るシ
ステムである。核***反応は、中性子が核燃料に吸収さ
れることにより起こる反応であり、従来の原子炉は、こ
の反応を起こすための中性子として、核***反応の際に
エネルギーと同時に発生する中性子を利用している。つ
まり、核***反応に必要な中性子を核***反応から得る
（これを核***連鎖反応という）というプロセスを安定
的に起こさせることにより、常に一定のエネルギーを得
るように構成されている。この核***連鎖反応が安定的
に起こる（時間に関して核***数が一定となる）状態を
臨界という。
料とし、その核***反応によって放出されるエネルギー
を電気エネルギーに変換することにより、電力を得るシ
ステムである。核***反応は、中性子が核燃料に吸収さ
れることにより起こる反応であり、従来の原子炉は、こ
の反応を起こすための中性子として、核***反応の際に
エネルギーと同時に発生する中性子を利用している。つ
まり、核***反応に必要な中性子を核***反応から得る
（これを核***連鎖反応という）というプロセスを安定
的に起こさせることにより、常に一定のエネルギーを得
るように構成されている。この核***連鎖反応が安定的
に起こる（時間に関して核***数が一定となる）状態を
臨界という。
【０００３】原子炉が臨界となるためには、炉心に一定
量の核***性物質が必要である。逆に、この一定の量以
下であれば、核***連鎖反応が生じず、エネルギーを取
り出すことはできない。従来の原子炉は、臨界のために
必要な核***性物質よりも多い量の核***性物質を炉心
に装荷し、制御棒など中性子吸収体によって臨界状態を
維持できるように核***反応を制御できる装置であり、
これによって時間に関して一定のエネルギーを取り出し
うるようにしたシステムである。
量の核***性物質が必要である。逆に、この一定の量以
下であれば、核***連鎖反応が生じず、エネルギーを取
り出すことはできない。従来の原子炉は、臨界のために
必要な核***性物質よりも多い量の核***性物質を炉心
に装荷し、制御棒など中性子吸収体によって臨界状態を
維持できるように核***反応を制御できる装置であり、
これによって時間に関して一定のエネルギーを取り出し
うるようにしたシステムである。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】上記のように、原子炉
が未臨界状態となると核***連鎖反応は生じず、エネル
ギーを取り出すことができないから、石油や石炭のよう
に核燃料を完全に燃やしきることはできない。そして核
***性物質の「一定量」を確保するため、例えば軽水炉
においてウランを燃料として使用する場合、濃縮という
プロセスが必要であり、原子炉の運転においては核***
性物質を補充するために定期的な燃料交換が必要であ
る。
が未臨界状態となると核***連鎖反応は生じず、エネル
ギーを取り出すことができないから、石油や石炭のよう
に核燃料を完全に燃やしきることはできない。そして核
***性物質の「一定量」を確保するため、例えば軽水炉
においてウランを燃料として使用する場合、濃縮という
プロセスが必要であり、原子炉の運転においては核***
性物質を補充するために定期的な燃料交換が必要であ
る。
【０００５】更に従来の原子炉の運転において、ある程
度の期間、連続してエネルギーを取り出す必要から（上
記燃料交換作業は原子炉を止める必要があるため不経済
である）、超過臨界度をある程度とった設計、即ち制御
棒などにより超過臨界度を抑え込むという設計となって
いる。これが安全性を低下させる一因となっている。即
ち、万一、制御棒等が炉心部から喪失した場合、著しく
原子炉の安全性を損なうことになる。
度の期間、連続してエネルギーを取り出す必要から（上
記燃料交換作業は原子炉を止める必要があるため不経済
である）、超過臨界度をある程度とった設計、即ち制御
棒などにより超過臨界度を抑え込むという設計となって
いる。これが安全性を低下させる一因となっている。即
ち、万一、制御棒等が炉心部から喪失した場合、著しく
原子炉の安全性を損なうことになる。
【０００６】原子炉の臨界維持のために、臨界性の低下
した燃料を原子炉から取り出す必要がある。しかし、取
り出した燃料中には核燃料となりうる物質が含まれてい
るため、これをそのまま捨てるワンススルー方式では、
天然ウラン資源の利用率は低くなる。例えば軽水炉ワン
ススルーシステムでは約０．５％程度となっている。そ
こで天然ウラン利用効率向上のためには使用済燃料の再
処理というプロセスが必要となる。この処理は核物質の
移動、プルトニウムの単独処理を伴うため、核拡散性を
高める潜在的可能性がある。更に、再処理により生じた
高放射性レベルの廃棄物には、超ウラン元素や半減期の
長い核***生成物（ＦＰ）が含まれることから、環境へ
の影響を十分に考慮する必要がある。
した燃料を原子炉から取り出す必要がある。しかし、取
り出した燃料中には核燃料となりうる物質が含まれてい
るため、これをそのまま捨てるワンススルー方式では、
天然ウラン資源の利用率は低くなる。例えば軽水炉ワン
ススルーシステムでは約０．５％程度となっている。そ
こで天然ウラン利用効率向上のためには使用済燃料の再
処理というプロセスが必要となる。この処理は核物質の
移動、プルトニウムの単独処理を伴うため、核拡散性を
高める潜在的可能性がある。更に、再処理により生じた
高放射性レベルの廃棄物には、超ウラン元素や半減期の
長い核***生成物（ＦＰ）が含まれることから、環境へ
の影響を十分に考慮する必要がある。
【０００７】本発明の目的は、エネルギー源としての天
然ウラン利用効率を高めること、常に炉心を未臨界状態
とし高い安全性を有すること、などの要求を満たしうる
ような原子炉システムを提供することである。
然ウラン利用効率を高めること、常に炉心を未臨界状態
とし高い安全性を有すること、などの要求を満たしうる
ような原子炉システムを提供することである。
【０００８】
【課題を解決するための手段】本発明は、陽子あるいは
重陽子を生産する加速器と、未臨界炉心との組み合わせ
からなり、該未臨界炉心は、前記加速器から供給される
陽子あるいは重陽子により中性子を発生するターゲット
物質と、固体核燃料を有し前記ターゲット物質から発生
した中性子を利用した核***反応によって熱を発生する
炉心部と、それらを取り囲む中性子反射体を具備してい
る未臨界型原子炉である。固体核燃料としては、ピン型
燃料あるいは粒子燃料を使用する。ピン型燃料の場合、
冷却材には液体ナトリウムを使用し、粒子燃料の場合、
冷却材にはヘリウムガスを使用するのがよい。核燃料と
しては、天然ウランあるいはプルトニウム富化燃料を使
用する。
重陽子を生産する加速器と、未臨界炉心との組み合わせ
からなり、該未臨界炉心は、前記加速器から供給される
陽子あるいは重陽子により中性子を発生するターゲット
物質と、固体核燃料を有し前記ターゲット物質から発生
した中性子を利用した核***反応によって熱を発生する
炉心部と、それらを取り囲む中性子反射体を具備してい
る未臨界型原子炉である。固体核燃料としては、ピン型
燃料あるいは粒子燃料を使用する。ピン型燃料の場合、
冷却材には液体ナトリウムを使用し、粒子燃料の場合、
冷却材にはヘリウムガスを使用するのがよい。核燃料と
しては、天然ウランあるいはプルトニウム富化燃料を使
用する。
【０００９】
【作用】原子力発電システムでは、ウラン等の核***反
応によって発生するエネルギーを用いて発電している。
核***反応は、ウラン等に中性子が吸収されることによ
って起こるため、この反応を起こすためには中性子が必
要である。本発明の原子炉の特徴は、核***反応を起こ
させるために必要な中性子を核***反応によってのみ得
るのではないということである。加速器で発生した陽子
あるいは重陽子がターゲット物質に衝突することで中性
子が発生し、この中性子が核***反応に寄与する。この
ことから、本発明の原子炉では臨界という概念を必要と
せず、原子炉中の核燃料は未臨界量でよい。またウラン
の濃縮といったプロセスも必要としない。
応によって発生するエネルギーを用いて発電している。
核***反応は、ウラン等に中性子が吸収されることによ
って起こるため、この反応を起こすためには中性子が必
要である。本発明の原子炉の特徴は、核***反応を起こ
させるために必要な中性子を核***反応によってのみ得
るのではないということである。加速器で発生した陽子
あるいは重陽子がターゲット物質に衝突することで中性
子が発生し、この中性子が核***反応に寄与する。この
ことから、本発明の原子炉では臨界という概念を必要と
せず、原子炉中の核燃料は未臨界量でよい。またウラン
の濃縮といったプロセスも必要としない。
【００１０】
【実施例】図１は本発明に係る未臨界型原子炉の一実施
例を示す全体構成図であり、ピン型燃料を使用する場合
の例である。この原子炉システムは、陽子あるいは重陽
子を生産する加速器１０と、固体燃料を使用する未臨界
炉心１２とを備えている。未臨界炉心１２の構成は、図
２に示すように、前記加速器１０から供給される陽子あ
るいは重陽子により中性子を発生するターゲット物質１
４と、該ターゲット物質１４から発生する中性子によっ
て核***反応し熱を発生する燃料集合体１６を備えた炉
心部１８と、該炉心部１８を取り囲む中性子反射体２０
を有する。
例を示す全体構成図であり、ピン型燃料を使用する場合
の例である。この原子炉システムは、陽子あるいは重陽
子を生産する加速器１０と、固体燃料を使用する未臨界
炉心１２とを備えている。未臨界炉心１２の構成は、図
２に示すように、前記加速器１０から供給される陽子あ
るいは重陽子により中性子を発生するターゲット物質１
４と、該ターゲット物質１４から発生する中性子によっ
て核***反応し熱を発生する燃料集合体１６を備えた炉
心部１８と、該炉心部１８を取り囲む中性子反射体２０
を有する。
【００１１】燃料集合体１６は、例えば図３に示すよう
に、多数本のピン型燃料２２を、エントランスノズル２
４、グリッド２６、及びハンドリングヘッド２８で支持
するダクトレス構造（ラッパ管の無い構造）とし、構造
材による中性子の無駄食いを極力避けるようにする。
に、多数本のピン型燃料２２を、エントランスノズル２
４、グリッド２６、及びハンドリングヘッド２８で支持
するダクトレス構造（ラッパ管の無い構造）とし、構造
材による中性子の無駄食いを極力避けるようにする。
【００１２】図１に示すように、未臨界炉心１２で核分
裂反応により加熱した冷却材の一次ナトリウムは、中間
熱交換器３２を通って二次ナトリウムと熱交換を行い、
冷却されて一次循環ポンプ３４で未臨界炉心１２へ戻
る。中間熱交換器３２で加熱された二次ナトリウムは、
蒸気発生器３６を通って水と熱交換を行い、冷却されて
二次循環ポンプ３８で中間熱交換器３２へ戻る。蒸気発
生器３６で加熱された水蒸気は、タービン４０で発電機
４２を回し、水になってポンプ４４で蒸気発生器３６に
戻る。
裂反応により加熱した冷却材の一次ナトリウムは、中間
熱交換器３２を通って二次ナトリウムと熱交換を行い、
冷却されて一次循環ポンプ３４で未臨界炉心１２へ戻
る。中間熱交換器３２で加熱された二次ナトリウムは、
蒸気発生器３６を通って水と熱交換を行い、冷却されて
二次循環ポンプ３８で中間熱交換器３２へ戻る。蒸気発
生器３６で加熱された水蒸気は、タービン４０で発電機
４２を回し、水になってポンプ４４で蒸気発生器３６に
戻る。
【００１３】核***反応を起こすための中性子は、具体
的には加速器１０と、ウラン、ビスマス、鉛、タングス
テン等のターゲット物質１４との組み合わせによって得
る。即ち、陽子シンクロトロンあるいはリニアック加速
器で陽子あるいは重陽子を生産する。そして、これら陽
子あるいは重陽子を、陽子導管を通して炉心中に配置し
たターゲット物質１４に導いて照射し、原子核破砕反応
により中性子を発生する。なお、陽子あるいは重陽子を
炉心に導いて中性子を発生させるのは、中性子は電荷が
無いために磁気的な方法で中性子を直接炉心に導くこと
ができないためである。
的には加速器１０と、ウラン、ビスマス、鉛、タングス
テン等のターゲット物質１４との組み合わせによって得
る。即ち、陽子シンクロトロンあるいはリニアック加速
器で陽子あるいは重陽子を生産する。そして、これら陽
子あるいは重陽子を、陽子導管を通して炉心中に配置し
たターゲット物質１４に導いて照射し、原子核破砕反応
により中性子を発生する。なお、陽子あるいは重陽子を
炉心に導いて中性子を発生させるのは、中性子は電荷が
無いために磁気的な方法で中性子を直接炉心に導くこと
ができないためである。
【００１４】ターゲット物質１４から発生した中性子が
炉心中の核燃料に照射することにより、親物質（Ｕ-238
等）を核***性物質（Ｐｕ-239等）に変換したり、核分
裂反応を起こさせる。このようにして、原理的には、炉
内の核燃料は全て核反応を起こすことができ、天然ウラ
ン利用効率ほぼ１００％を達成できる。
炉心中の核燃料に照射することにより、親物質（Ｕ-238
等）を核***性物質（Ｐｕ-239等）に変換したり、核分
裂反応を起こさせる。このようにして、原理的には、炉
内の核燃料は全て核反応を起こすことができ、天然ウラ
ン利用効率ほぼ１００％を達成できる。
【００１５】図４は本発明に係る未臨界型原子炉の他の
実施例を示す全体構成図であり、粒子燃料を使用する場
合の例である。この原子炉システムは、陽子あるいは重
陽子を生産する加速器５０と、固体燃料を使用する未臨
界炉心５２とを備えている。未臨界炉心５２の構成は、
図５に示すように、前記加速器から供給される陽子ある
いは重陽子により中性子を発生するターゲット物質５４
と、該ターゲット物質５４から発生する中性子によって
核***反応し熱を発生する燃料集合体５６を備えた炉心
部５８と、該炉心部５８を取り囲む中性子反射体６０を
有する。
実施例を示す全体構成図であり、粒子燃料を使用する場
合の例である。この原子炉システムは、陽子あるいは重
陽子を生産する加速器５０と、固体燃料を使用する未臨
界炉心５２とを備えている。未臨界炉心５２の構成は、
図５に示すように、前記加速器から供給される陽子ある
いは重陽子により中性子を発生するターゲット物質５４
と、該ターゲット物質５４から発生する中性子によって
核***反応し熱を発生する燃料集合体５６を備えた炉心
部５８と、該炉心部５８を取り囲む中性子反射体６０を
有する。
【００１６】燃料集合体５６は、例えば図６に示すよう
に、炭素中に核燃料物質を含有させて粒子状とした粒子
燃料６２を、円筒状バスケット６４に充填した構造と
し、ここでも中性子の無駄食いを極力避けるようにす
る。そしてバスケット６４に設けられている穴６５を通
って冷却材が粒子燃料６２の近傍を自由に流通できるよ
うにする。
に、炭素中に核燃料物質を含有させて粒子状とした粒子
燃料６２を、円筒状バスケット６４に充填した構造と
し、ここでも中性子の無駄食いを極力避けるようにす
る。そしてバスケット６４に設けられている穴６５を通
って冷却材が粒子燃料６２の近傍を自由に流通できるよ
うにする。
【００１７】図４に示すように、未臨界炉心５２で核分
裂反応により加熱した冷却材のヘリウムガスは、熱交換
器７２を通って空気との間で熱交換を行い、冷却されて
循環ポンプ７４で未臨界炉心５２へ戻る。熱交換器６２
で加熱された空気は、タービン７６で発電機７８を回
し、冷却されてポンプ７９で熱交換器７２に戻る。
裂反応により加熱した冷却材のヘリウムガスは、熱交換
器７２を通って空気との間で熱交換を行い、冷却されて
循環ポンプ７４で未臨界炉心５２へ戻る。熱交換器６２
で加熱された空気は、タービン７６で発電機７８を回
し、冷却されてポンプ７９で熱交換器７２に戻る。
【００１８】加速器５０の構成は前記実施例の場合と同
様であってよいので、それについての説明は省略する。
粒子燃料を用いることの利点は、燃料集合体から粒子燃
料のみを取り出せることである。本発明の原子炉は、極
めて長期間にわたって運転する。そのため、放射線照射
によって原子炉構造材が劣化することが予想される。構
造材の耐用期限以上にわたって核燃料を使用しようとす
ると、燃料を取り出すことが必要となる。粒子燃料は上
記に示した理由から、新しい原子炉システムに燃料のみ
を移すことができ、長期間にわたる健全な運転が保証さ
れる。
様であってよいので、それについての説明は省略する。
粒子燃料を用いることの利点は、燃料集合体から粒子燃
料のみを取り出せることである。本発明の原子炉は、極
めて長期間にわたって運転する。そのため、放射線照射
によって原子炉構造材が劣化することが予想される。構
造材の耐用期限以上にわたって核燃料を使用しようとす
ると、燃料を取り出すことが必要となる。粒子燃料は上
記に示した理由から、新しい原子炉システムに燃料のみ
を移すことができ、長期間にわたる健全な運転が保証さ
れる。
【００１９】図７はシミュレーションに用いた未臨界炉
心の１／２ＲＺ断面図である。記載した炉心寸法は、出
力４００ＭＷ程度の原型炉クラスを想定している。図７
に示すように、未臨界炉心８２は加速器からの陽子ある
いは重陽子により中性子を発生するターゲット物質８
４、核燃料よりなる核***反応による熱を発生する固体
核燃料を有する炉心部８８、並びにターゲット物質８４
及び炉心部８８を取り巻くステンレス鋼等の中性子反射
体９０よりなっている。中心のターゲット物質は円柱状
であり、周囲のターゲット物質は円筒状である。中性子
反射体９０は、中性子を炉心部８８に戻し、加速器の負
担を軽減するとともに、遮蔽体としての機能を果たす。
心の１／２ＲＺ断面図である。記載した炉心寸法は、出
力４００ＭＷ程度の原型炉クラスを想定している。図７
に示すように、未臨界炉心８２は加速器からの陽子ある
いは重陽子により中性子を発生するターゲット物質８
４、核燃料よりなる核***反応による熱を発生する固体
核燃料を有する炉心部８８、並びにターゲット物質８４
及び炉心部８８を取り巻くステンレス鋼等の中性子反射
体９０よりなっている。中心のターゲット物質は円柱状
であり、周囲のターゲット物質は円筒状である。中性子
反射体９０は、中性子を炉心部８８に戻し、加速器の負
担を軽減するとともに、遮蔽体としての機能を果たす。
【００２０】図７の炉心寸法において、原子炉出力４０
０ＭＷ（一定）を得るのに必要な中性子源強度の経年変
化を図８に示す。一定出力を得るためには、運転開始時
に比較的高い中性子源強度が必要であるが、その後は中
性子源強度は１０13〜１０14ｎ／cm3 ／sec 程度でよ
い。しかし運転末期にはかなり高い中性子源強度が必要
となる。原子炉運転中に生じる核***生成物によって中
性子が吸収されるため、余分の中性子が必要となるから
である。参考のために、運転中に生成した核***生成物
（ＦＰ）を除去した場合に必要な中性子源強度も併せて
示す。
０ＭＷ（一定）を得るのに必要な中性子源強度の経年変
化を図８に示す。一定出力を得るためには、運転開始時
に比較的高い中性子源強度が必要であるが、その後は中
性子源強度は１０13〜１０14ｎ／cm3 ／sec 程度でよ
い。しかし運転末期にはかなり高い中性子源強度が必要
となる。原子炉運転中に生じる核***生成物によって中
性子が吸収されるため、余分の中性子が必要となるから
である。参考のために、運転中に生成した核***生成物
（ＦＰ）を除去した場合に必要な中性子源強度も併せて
示す。
【００２１】図７に示す炉心では、外部から中性子を供
給するターゲット物質の体積を、約５×１０5 cm3 と想
定している。１．５ＧｅＶの陽子１個をターゲット物質
（鉛・ビスマス）に衝突させた時、約４０個の中性子を
発生するという既知のデータを用いると、上記の中性子
源強度を得るために必要な陽子数は、２．５×１０12〜
１０13ｎ／cm3 ／sec となる。これらのことから、加速
器に必要な電流値は、（５×１０5 ）×（２．５×１０
12〜１０13）×（１．６×１０-19 ）＝２００〜２００
０ｍＡとなる。数百ｍＡという電流値は、十分実現可能
である。上限値については、現状では実現がやや困難な
面もあると考えられるが、そのような場合は、陽子のエ
ネルギーを上げるか又はターゲット密度を上げることに
より陽子１個をターゲットに衝突させた時の中性子発生
量を増加させる、あるいは原子炉出力を下げる、といっ
た方法により問題を解決することができる。
給するターゲット物質の体積を、約５×１０5 cm3 と想
定している。１．５ＧｅＶの陽子１個をターゲット物質
（鉛・ビスマス）に衝突させた時、約４０個の中性子を
発生するという既知のデータを用いると、上記の中性子
源強度を得るために必要な陽子数は、２．５×１０12〜
１０13ｎ／cm3 ／sec となる。これらのことから、加速
器に必要な電流値は、（５×１０5 ）×（２．５×１０
12〜１０13）×（１．６×１０-19 ）＝２００〜２００
０ｍＡとなる。数百ｍＡという電流値は、十分実現可能
である。上限値については、現状では実現がやや困難な
面もあると考えられるが、そのような場合は、陽子のエ
ネルギーを上げるか又はターゲット密度を上げることに
より陽子１個をターゲットに衝突させた時の中性子発生
量を増加させる、あるいは原子炉出力を下げる、といっ
た方法により問題を解決することができる。
【００２２】このように本発明では、原子炉の外部に設
置した加速器からの加速粒子の濃度等を制御することに
より、ターゲット物質８４から発生する中性子数を制御
し、原子炉の出力を制御する。つまり、外部中性子源強
度は、加速器の電流値で制御することになる。そのた
め、なんらかの原因で加速器の動作が停止すれば、中性
子が供給されず、原子炉の運転も自然に停止することに
なる。
置した加速器からの加速粒子の濃度等を制御することに
より、ターゲット物質８４から発生する中性子数を制御
し、原子炉の出力を制御する。つまり、外部中性子源強
度は、加速器の電流値で制御することになる。そのた
め、なんらかの原因で加速器の動作が停止すれば、中性
子が供給されず、原子炉の運転も自然に停止することに
なる。
【００２３】この図８において、原子炉内では、運転初
期（５〜１０年未満）は核燃料物質の濃縮が行われ、そ
れ以降、再処理と燃料加工が行われ、末期（６０〜６５
年以降）は廃棄物処理が行われていると見ることもでき
る。運転末期は廃棄物処理ということで原子炉出力を落
とせば、中性子源強度は少なくてもよいことになる。な
おプルトニウム富化燃料を用いると、運転初期の中性子
源強度を低く抑えることができる。従って、本発明の原
子炉以外の原子炉システムで製造された余剰プルトニウ
ムがあれば、それが利用できる。
期（５〜１０年未満）は核燃料物質の濃縮が行われ、そ
れ以降、再処理と燃料加工が行われ、末期（６０〜６５
年以降）は廃棄物処理が行われていると見ることもでき
る。運転末期は廃棄物処理ということで原子炉出力を落
とせば、中性子源強度は少なくてもよいことになる。な
おプルトニウム富化燃料を用いると、運転初期の中性子
源強度を低く抑えることができる。従って、本発明の原
子炉以外の原子炉システムで製造された余剰プルトニウ
ムがあれば、それが利用できる。
【００２４】このように構成した炉心（燃料として天然
ウランのみを使用する）に、図８に示す中性子源強度の
中性子を供給した場合の臨界性及び燃料物質の経年変化
を図９及び図１０にそれぞれ示す。図９から分かるよう
に、燃焼期間中、炉心は常に未臨界（実効増倍率が１未
満）状態である。図１０に示すように、運転開始時に１
００００kg装荷したＵ-238は、７０年を経過した時点で
は、３０kg程度まで減少することになり、ほぼ完全に
（９９．７％まで）燃焼し尽くすことができる。つまり
約７０年間運転し続けることができれば、天然ウラン利
用効率ほぼ１００％が達成される。
ウランのみを使用する）に、図８に示す中性子源強度の
中性子を供給した場合の臨界性及び燃料物質の経年変化
を図９及び図１０にそれぞれ示す。図９から分かるよう
に、燃焼期間中、炉心は常に未臨界（実効増倍率が１未
満）状態である。図１０に示すように、運転開始時に１
００００kg装荷したＵ-238は、７０年を経過した時点で
は、３０kg程度まで減少することになり、ほぼ完全に
（９９．７％まで）燃焼し尽くすことができる。つまり
約７０年間運転し続けることができれば、天然ウラン利
用効率ほぼ１００％が達成される。
【００２５】ところで本発明の原子炉は、数十年間とい
う長い期間にわたって運転し続けることが好ましい。そ
のため炉心構造材は大量の中性子照射を受けることにな
り、照射損傷に起因するスエリングや強度劣化を生じる
ことも予想される。そこで、耐久性に優れた炉心構造材
を開発使用する必要があり、また簡便に交換できるバッ
クアップ体制をとることも考慮すべきである。そのため
には例えば、炉出力と炉心サイズ（燃料インベントリ）
を適切に設計することにより、運転日数をプラント機器
寿命に合わせることが考えられる。この場合には、運転
終了と共に廃炉とすることができる。あるいは、ターゲ
ット物質と中性子反射体を備えた原子炉容器と、冷却系
とを複数設置し、使用中の原子炉システムの構造材及び
プラント機器の寿命が尽きる前に、使用中の原子炉シス
テムの粒子燃料を別の新たなバスケットに充填しなお
し、それを原子炉容器内に導入して運転を継続するとい
った対策が必要となる。
う長い期間にわたって運転し続けることが好ましい。そ
のため炉心構造材は大量の中性子照射を受けることにな
り、照射損傷に起因するスエリングや強度劣化を生じる
ことも予想される。そこで、耐久性に優れた炉心構造材
を開発使用する必要があり、また簡便に交換できるバッ
クアップ体制をとることも考慮すべきである。そのため
には例えば、炉出力と炉心サイズ（燃料インベントリ）
を適切に設計することにより、運転日数をプラント機器
寿命に合わせることが考えられる。この場合には、運転
終了と共に廃炉とすることができる。あるいは、ターゲ
ット物質と中性子反射体を備えた原子炉容器と、冷却系
とを複数設置し、使用中の原子炉システムの構造材及び
プラント機器の寿命が尽きる前に、使用中の原子炉シス
テムの粒子燃料を別の新たなバスケットに充填しなお
し、それを原子炉容器内に導入して運転を継続するとい
った対策が必要となる。
【００２６】
【発明の効果】本発明は上記のように、核***反応に必
要な中性子を核***反応から得るのではなく、外部から
導いた陽子あるいは重陽子を炉心内のターゲット物質に
照射して中性子を発生し、核***反応を起こさせるよう
に構成したので、次のような効果を奏しうる。 核燃料として天然ウランが利用できる。核***性物質
はそのまま核***し、親物質は中性子を吸収して核***
性物質に転換し核***する。そのため長期間にわたって
運転し続ければ、原子炉中で核燃料をほぼ完全に燃焼さ
せることができ、天然ウラン利用効率ほぼ１００％ を
達成することも可能である。 濃縮プロセスが不要となり、核燃料サイクルの簡素化
を図ることができる。また長期間にわたって運転し続け
れば、再処理プロセスも不要となる。その場合には、核
物質の移動やプルトニウムの単独処理を伴わないため、
核拡散抵抗性の向上が図れる。 原子炉を常に未臨界状態で運転するため、核暴走の危
険性が全く無く、安全性が著しく向上する。
要な中性子を核***反応から得るのではなく、外部から
導いた陽子あるいは重陽子を炉心内のターゲット物質に
照射して中性子を発生し、核***反応を起こさせるよう
に構成したので、次のような効果を奏しうる。 核燃料として天然ウランが利用できる。核***性物質
はそのまま核***し、親物質は中性子を吸収して核***
性物質に転換し核***する。そのため長期間にわたって
運転し続ければ、原子炉中で核燃料をほぼ完全に燃焼さ
せることができ、天然ウラン利用効率ほぼ１００％ を
達成することも可能である。 濃縮プロセスが不要となり、核燃料サイクルの簡素化
を図ることができる。また長期間にわたって運転し続け
れば、再処理プロセスも不要となる。その場合には、核
物質の移動やプルトニウムの単独処理を伴わないため、
核拡散抵抗性の向上が図れる。 原子炉を常に未臨界状態で運転するため、核暴走の危
険性が全く無く、安全性が著しく向上する。
【図１】本発明に係る未臨界型原子炉システムの一実施
例を示す全体構成図。
例を示す全体構成図。
【図２】その炉心構成例を示す説明図。
【図３】それに用いる燃料集合体の一例を示す説明図。
【図４】本発明に係る未臨界型原子炉システムの他の実
施例を示す全体構成図。
施例を示す全体構成図。
【図５】その炉心構成例を示す説明図。
【図６】それに用いる燃料集合体の一例を示す説明図。
【図７】シミュレーションに用いた原子炉の断面図。
【図８】原子炉出力一定での中性子源強度の経年変化を
示す図。
示す図。
【図９】原子炉出力一定での臨界性の経年変化を示す図
【図１０】原子炉出力一定での原子炉内の燃料核種重量
の経年変化を示す図
の経年変化を示す図
１０ 加速器 １２ 未臨界炉心 １４ ターゲット物質 １６ 燃料集合体 １８ 炉心部 ２０ 中性子反射体 ３２ 中間熱交換器 ３６ 蒸気発生器 ４０ タービン
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 昭60−117177（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.6，ＤＢ名) G21C 1/30 G21C 1/02 GDF G21C 3/62 GDR G21G 1/10 G21G 4/02 ＪＩＣＳＴファイル（ＪＯＩＳ)
Claims (4)
- 【請求項１】 陽子あるいは重陽子を生産する加速器
と、未臨界炉心との組み合わせからなり、 該未臨界炉心は、前記加速器から供給される陽子あるい
は重陽子により中性子を発生するターゲット物質と、固
体核燃料を有し前記ターゲット物質から発生した中性子
を利用した核***反応によって熱を発生する炉心部と、
それらを取り囲む中性子反射体を具備し、前記固体核燃
料としてピン型燃料を使用し、冷却材として液体金属を
使用することを特徴とする未臨界型原子炉。 - 【請求項２】 陽子あるいは重陽子を生産する加速器
と、未臨界炉心との組み合わせからなり、 該未臨界炉心は、前記加速器から供給される陽子あるい
は重陽子により中性子を発生するターゲット物質と、固
体核燃料を有し前記ターゲット物質から発生した中性子
を利用した核***反応によって熱を発生する炉心部と、
それらを取り囲む中性子反射体を具備し、前記固体核燃
料として粒子燃料を使用し、冷却材としてガスを使用す
ることを特徴とする未臨界型原子炉。 - 【請求項３】 核燃料に天然ウランを使用する請求項１
又は２記載の未臨界型原子炉。 - 【請求項４】 核燃料にプルトニウム富化燃料を使用す
る請求項１又は２記載の未臨界型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6314092A JP2959980B2 (ja) | 1994-11-24 | 1994-11-24 | 未臨界型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6314092A JP2959980B2 (ja) | 1994-11-24 | 1994-11-24 | 未臨界型原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH08146175A JPH08146175A (ja) | 1996-06-07 |
| JP2959980B2 true JP2959980B2 (ja) | 1999-10-06 |
Family
ID=18049149
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6314092A Expired - Fee Related JP2959980B2 (ja) | 1994-11-24 | 1994-11-24 | 未臨界型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2959980B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP2612327A4 (en) * | 2010-08-31 | 2016-02-24 | Texas A & M Univ Sys | THROUGH A ACCELERATED UNDERCRITICAL CORE |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2806206B1 (fr) * | 2000-03-08 | 2002-04-26 | Commissariat Energie Atomique | Procede d'incineration d'elements chimiques transuraniens et reacteur nucleaire mettant en oeuvre ce procede |
| KR100415487B1 (ko) * | 2001-04-30 | 2004-01-24 | 한국수력원자력 주식회사 | 일체형 원자로 핵적 가열 방법 |
| RU2494484C2 (ru) * | 2008-05-02 | 2013-09-27 | Шайн Медикал Текнолоджис, Инк. | Устройство и способ производства медицинских изотопов |
| US8989335B2 (en) * | 2009-11-12 | 2015-03-24 | Global Medical Isotope Systems Llc | Techniques for on-demand production of medical radioactive iodine isotopes including I-131 |
| BR112015022428B1 (pt) * | 2013-03-15 | 2021-03-23 | Sutherland cook ellwood | Sistema de reator subcrítico acionado por acelerador |
| KR20170032103A (ko) * | 2015-09-14 | 2017-03-22 | 한국원자력연구원 | 노심 분리형 하이브리드 원자로 |
-
1994
- 1994-11-24 JP JP6314092A patent/JP2959980B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP2612327A4 (en) * | 2010-08-31 | 2016-02-24 | Texas A & M Univ Sys | THROUGH A ACCELERATED UNDERCRITICAL CORE |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH08146175A (ja) | 1996-06-07 |
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