JP3407037B2 - 直接サイクル高速炉 - Google Patents
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、直接サイクル高速
炉に関する。
炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】ウランは、９９．３％を占めるウラン−
２３８と残り０．７％を占めるウラン−２３５から構成
されている。現在原子力発電の主流を占めている加圧水
型原子炉や沸騰水型原子炉などの軽水炉では、ウラン−
２３５を３〜４％に濃縮した燃料が使用されている。そ
して、国際原子力機関（ＩＡＥＡ）の評価によれば、経
済的に採掘可能なウラン資源は西暦２０７０〜２１００
年頃までに消尽してしまうと予測されている。
２３８と残り０．７％を占めるウラン−２３５から構成
されている。現在原子力発電の主流を占めている加圧水
型原子炉や沸騰水型原子炉などの軽水炉では、ウラン−
２３５を３〜４％に濃縮した燃料が使用されている。そ
して、国際原子力機関（ＩＡＥＡ）の評価によれば、経
済的に採掘可能なウラン資源は西暦２０７０〜２１００
年頃までに消尽してしまうと予測されている。
【０００３】一方、高速炉は、ウランの９９．３％を占
めるウラン−２３８を原子炉内でプルトニウム−２３９
に転換し、このプルトニウム−２３９を燃焼させること
により発電する。したがって、ウラン資源を軽水炉の約
６０倍有効利用することができ、高速炉によれば人類は
数千年に亘ってウラン資源をエネルギー源として使用す
ることができる。このため、先進国はこの高速炉を競っ
て開発してきた。
めるウラン−２３８を原子炉内でプルトニウム−２３９
に転換し、このプルトニウム−２３９を燃焼させること
により発電する。したがって、ウラン資源を軽水炉の約
６０倍有効利用することができ、高速炉によれば人類は
数千年に亘ってウラン資源をエネルギー源として使用す
ることができる。このため、先進国はこの高速炉を競っ
て開発してきた。
【０００４】高速炉では、炉心におけるウラン−２３８
からプルトニウム−２３９への転換効率（増殖比）を増
大させるため、核***で発生した中性子ができる限り他
の物質と衝突して減速しないように、軽水炉に比較して
燃料棒のピッチは遥に小さく抑えられている。その結
果、高速炉の出力密度は軽水炉の４〜７倍程度となって
いる。そして、このような稠密炉心で高い冷却効率を得
るため、現在、冷却材として熱伝達特性の高い液体金属
ナトリウムが一般に用いられている。
からプルトニウム−２３９への転換効率（増殖比）を増
大させるため、核***で発生した中性子ができる限り他
の物質と衝突して減速しないように、軽水炉に比較して
燃料棒のピッチは遥に小さく抑えられている。その結
果、高速炉の出力密度は軽水炉の４〜７倍程度となって
いる。そして、このような稠密炉心で高い冷却効率を得
るため、現在、冷却材として熱伝達特性の高い液体金属
ナトリウムが一般に用いられている。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、（１）
液体金属ナトリウムは冷却系統から外部へ漏れて空気や
水と接触すると激しく反応し、冷却系統や周辺設備に損
傷を生じること、（２）事故時に炉心が過熱して液体金
属ナトリウムが沸騰した場合や気泡が流入してボイド化
した場合において、正の反応度（ナトリウムボイド反応
度）が挿入されて炉心がさらに過熱の方向に進むこと、
（３）冷却材として液体金属ナトリウムを用いた一次冷
却系統や二次冷却系統及び水蒸気系統などの冷却系統、
さらには凍結防止用予熱設備やナトリウム洗浄設備、ナ
トリウム漏洩対策設備などが必要となり、建設コストが
高くなるなどの問題があった。このため、高速炉の開発
を行っていたほとんどの先進国では開発をスローダウン
している。
液体金属ナトリウムは冷却系統から外部へ漏れて空気や
水と接触すると激しく反応し、冷却系統や周辺設備に損
傷を生じること、（２）事故時に炉心が過熱して液体金
属ナトリウムが沸騰した場合や気泡が流入してボイド化
した場合において、正の反応度（ナトリウムボイド反応
度）が挿入されて炉心がさらに過熱の方向に進むこと、
（３）冷却材として液体金属ナトリウムを用いた一次冷
却系統や二次冷却系統及び水蒸気系統などの冷却系統、
さらには凍結防止用予熱設備やナトリウム洗浄設備、ナ
トリウム漏洩対策設備などが必要となり、建設コストが
高くなるなどの問題があった。このため、高速炉の開発
を行っていたほとんどの先進国では開発をスローダウン
している。
【０００６】このため、ヘリウムなどの気体から冷却材
を構成することも考えられたが、冷却性能が低いために
原子炉の出力密度を下げざるを得なくなっていた。した
がって、同量の発電出力を得るには炉心容積を大きくす
る必要が生じ、プラント物量が増大することに起因した
建設コストの上昇という問題を生じさせていた。
を構成することも考えられたが、冷却性能が低いために
原子炉の出力密度を下げざるを得なくなっていた。した
がって、同量の発電出力を得るには炉心容積を大きくす
る必要が生じ、プラント物量が増大することに起因した
建設コストの上昇という問題を生じさせていた。
【０００７】本発明は、液体金属ナトリウムに代わる新
規な冷却材を使用し、この冷却材によって直接的にター
ビンを回して発電するようにした新規な直接サイクル高
速炉を提供することを目的とする。
規な冷却材を使用し、この冷却材によって直接的にター
ビンを回して発電するようにした新規な直接サイクル高
速炉を提供することを目的とする。
【０００８】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成すべく、
本発明は、原子炉と、タービンと、発電機とを具え、ウ
ラン−２３８を転換してなるプルトニウムを燃焼させる
ことによって発生した熱により前記原子炉中の冷却材を
加熱し、この加熱された冷却材によって前記タービンを
駆動させ、前記発電機を駆動して発電するようにした高
速炉であって、前記冷却材を超臨界圧二酸化炭素から構
成するとともに、前記冷却材を前記タービンに直接的に
導入するようにしたことを特徴とする、直接サイクル高
速炉に関する。
本発明は、原子炉と、タービンと、発電機とを具え、ウ
ラン−２３８を転換してなるプルトニウムを燃焼させる
ことによって発生した熱により前記原子炉中の冷却材を
加熱し、この加熱された冷却材によって前記タービンを
駆動させ、前記発電機を駆動して発電するようにした高
速炉であって、前記冷却材を超臨界圧二酸化炭素から構
成するとともに、前記冷却材を前記タービンに直接的に
導入するようにしたことを特徴とする、直接サイクル高
速炉に関する。
【０００９】超臨界圧二酸化炭素は、ヘリウムなどの気
体に比して２〜３倍の高い冷却性能（熱伝達率及び熱輸
送力）を有する。さらに、二酸化炭素は温度を下げるこ
とにより凝縮するので、熱効率の高いランキンサイクル
を採用することができる。したがって、従来の軽水炉と
同等の高い熱効率でタービンを回すことができ、これに
よって高い発電効率を得ることができる。
体に比して２〜３倍の高い冷却性能（熱伝達率及び熱輸
送力）を有する。さらに、二酸化炭素は温度を下げるこ
とにより凝縮するので、熱効率の高いランキンサイクル
を採用することができる。したがって、従来の軽水炉と
同等の高い熱効率でタービンを回すことができ、これに
よって高い発電効率を得ることができる。
【００１０】さらに、二酸化炭素は、空気や水に対して
化学的に不活性であるため、冷却系統から外部へ漏洩し
た場合においても空気や水と激しく反応することがな
い。したがって、冷却材漏洩に伴う冷却系統や周辺設備
の損傷という問題を回避することができる。
化学的に不活性であるため、冷却系統から外部へ漏洩し
た場合においても空気や水と激しく反応することがな
い。したがって、冷却材漏洩に伴う冷却系統や周辺設備
の損傷という問題を回避することができる。
【００１１】また、本発明で用いる二酸化炭素は炉心に
おいて超臨界状態にあるので沸騰によるボイドの発生を
回避することができる。したがって、正の反応度の挿入
による炉心の過熱という問題を回避することができる。
おいて超臨界状態にあるので沸騰によるボイドの発生を
回避することができる。したがって、正の反応度の挿入
による炉心の過熱という問題を回避することができる。
【００１２】さらには原子炉内で加熱された冷却材で直
接タービンを回して発電機を駆動するようにしているの
で、液体金属ナトリウムを冷却材として用いた場合と比
較して二次冷却系統及び水蒸気系統などを必要としな
い。したがって、プラント構成を単純にすることがで
き、その結果プラント運転が容易となり、点検保守など
の作業工数を削減及び低減することができる。
接タービンを回して発電機を駆動するようにしているの
で、液体金属ナトリウムを冷却材として用いた場合と比
較して二次冷却系統及び水蒸気系統などを必要としな
い。したがって、プラント構成を単純にすることがで
き、その結果プラント運転が容易となり、点検保守など
の作業工数を削減及び低減することができる。
【００１３】また、超臨界圧二酸化炭素は、液体金属ナ
トリウムと比較して冷却材密度が低いため中性子の減速
効果が低減され、高エネルギー中性子の割合が増大す
る。その結果、原子炉内でのプルトニウム−２３９など
の核***性物質の生成効率（増殖比）が高くなり、燃焼
に伴う原子炉の反応度劣化が小さくなることにより、燃
料交換間隔を長期化することもできる。さらには、高エ
ネルギー中性子の増大により、長寿命放射性廃棄物とし
て深地層埋設処分の対象となっていたマイナーアクチノ
イド元素（ネプチニウム、アメリシウム、キュウリウム
など）を効率良く燃焼することができる。この結果、こ
れら元素の長期保管管理負担を軽減することができる。
トリウムと比較して冷却材密度が低いため中性子の減速
効果が低減され、高エネルギー中性子の割合が増大す
る。その結果、原子炉内でのプルトニウム−２３９など
の核***性物質の生成効率（増殖比）が高くなり、燃焼
に伴う原子炉の反応度劣化が小さくなることにより、燃
料交換間隔を長期化することもできる。さらには、高エ
ネルギー中性子の増大により、長寿命放射性廃棄物とし
て深地層埋設処分の対象となっていたマイナーアクチノ
イド元素（ネプチニウム、アメリシウム、キュウリウム
など）を効率良く燃焼することができる。この結果、こ
れら元素の長期保管管理負担を軽減することができる。
【００１４】なお、本発明における「超臨界圧二酸化炭
素」とは、臨界圧力（７．３７５ＭＰａ）以上の圧力状
態の二酸化炭素を言う。
素」とは、臨界圧力（７．３７５ＭＰａ）以上の圧力状
態の二酸化炭素を言う。
【００１５】また、本発明の直接サイクル高速炉は、前
記冷却材を前記超臨界圧二酸化炭素に代えてアンモニア
から構成することができる。さらに、本発明の直接サイ
クル高速炉は、前記冷却材を前記超臨界圧二酸化炭素に
代えて二酸化窒素から構成することも可能である。
記冷却材を前記超臨界圧二酸化炭素に代えてアンモニア
から構成することができる。さらに、本発明の直接サイ
クル高速炉は、前記冷却材を前記超臨界圧二酸化炭素に
代えて二酸化窒素から構成することも可能である。
【００１６】超臨界圧二酸化炭素同様に、アンモニア及
び二酸化窒素は空気や水に対して化学的に不活性であ
り、これらと反応することがない。さらには、沸騰によ
るボイドの発生も生じない。また、冷却効率も高いた
め、高い熱効率に基づいて高い発電効率を達成すること
ができる。したがって、冷却材としてアンモニア又は二
酸化窒素を用いた場合においても本発明の目的を十分達
成することができる。さらには、高エネルギー中性子の
割合増大による上記追加の効果をも得ることができる。
び二酸化窒素は空気や水に対して化学的に不活性であ
り、これらと反応することがない。さらには、沸騰によ
るボイドの発生も生じない。また、冷却効率も高いた
め、高い熱効率に基づいて高い発電効率を達成すること
ができる。したがって、冷却材としてアンモニア又は二
酸化窒素を用いた場合においても本発明の目的を十分達
成することができる。さらには、高エネルギー中性子の
割合増大による上記追加の効果をも得ることができる。
【００１７】本発明の好ましい態様においては、冷却材
としてアンモニア及び二酸化窒素を使用する場合、これ
らを窒素−１５を同位体濃縮した窒素から構成する。こ
れによって、１４Ｎ（ｎ，ｐ）１４Ｃ反応を削減するこ
とができ、放射性炭素−１４の発生を抑制することがで
きる。なお、本発明でいう二酸化窒素とは、窒素１に対
して酸素２が結合してなるものを言い、ＮＯ２の他にＮ
２Ｏ４なども含むものであり、さらにはこれらの混合物
をも含むものである。
としてアンモニア及び二酸化窒素を使用する場合、これ
らを窒素−１５を同位体濃縮した窒素から構成する。こ
れによって、１４Ｎ（ｎ，ｐ）１４Ｃ反応を削減するこ
とができ、放射性炭素−１４の発生を抑制することがで
きる。なお、本発明でいう二酸化窒素とは、窒素１に対
して酸素２が結合してなるものを言い、ＮＯ２の他にＮ
２Ｏ４なども含むものであり、さらにはこれらの混合物
をも含むものである。
【００１８】
【発明の実施の形態】以下、本発明を発明の実施の形態
に基づいて詳細に説明する。図１は、本発明の直接サイ
クル高速炉の好ましい態様を示す構成図である。図１に
示す直接サイクル高速炉は、原子炉１と、タービン２
と、発電機３とを具えている。さらに、タービン２の出
口側と原子炉１の入口側との間において再生熱交換器４
と、凝縮器５と、ポンプ６とを具えている。図中におけ
る矢印は、直接サイクル高速炉中における冷却材の流れ
る方向を示すものである。
に基づいて詳細に説明する。図１は、本発明の直接サイ
クル高速炉の好ましい態様を示す構成図である。図１に
示す直接サイクル高速炉は、原子炉１と、タービン２
と、発電機３とを具えている。さらに、タービン２の出
口側と原子炉１の入口側との間において再生熱交換器４
と、凝縮器５と、ポンプ６とを具えている。図中におけ
る矢印は、直接サイクル高速炉中における冷却材の流れ
る方向を示すものである。
【００１９】原子炉１の炉心で加熱された冷却材は、タ
ービン２へ直接的に導かれてタービン２を回し、これに
よって発電機３を駆動させる。タービン２から排出され
た冷却材は再生熱交換器４を経由して凝縮器５へ導入さ
れる。凝縮器５には外部から海水などの冷却水あるいは
液化天然ガスが気化する際の冷熱を導入できるようにな
っており、これによって前記冷却材が冷却されて液化さ
れる。
ービン２へ直接的に導かれてタービン２を回し、これに
よって発電機３を駆動させる。タービン２から排出され
た冷却材は再生熱交換器４を経由して凝縮器５へ導入さ
れる。凝縮器５には外部から海水などの冷却水あるいは
液化天然ガスが気化する際の冷熱を導入できるようにな
っており、これによって前記冷却材が冷却されて液化さ
れる。
【００２０】液化された冷却材はポンプ６によって再生
熱交換器４に送られ、タービン２から排出された前記冷
却材との熱交換によって臨界圧力以上に加圧し、原子炉
１の入口温度まで上昇させられる。この超臨界圧以上に
加圧された冷却材は原子炉１の炉心内に至り、ここで再
び加熱される。そして上記のような工程を再び経ること
によって発電機を連続的に駆動させ、発電を行うもので
ある。
熱交換器４に送られ、タービン２から排出された前記冷
却材との熱交換によって臨界圧力以上に加圧し、原子炉
１の入口温度まで上昇させられる。この超臨界圧以上に
加圧された冷却材は原子炉１の炉心内に至り、ここで再
び加熱される。そして上記のような工程を再び経ること
によって発電機を連続的に駆動させ、発電を行うもので
ある。
【００２１】図１に示す直接サイクル高速炉において
は、タービン２の出口側と原子炉１の入口側との間にお
いて再生熱交換器４と凝縮器５とを設け、冷却材を液体
に凝縮させて体積収縮させる、いわゆるランキン熱サイ
クルとしている。このため、冷却材を体積圧縮させる圧
縮機及びこれを駆動するための圧縮動力が不要となるた
め、高速炉の構成を簡易化及び小型化することができ
る。さらには、液体化することによりポンプ効率を向上
させることができ、ポンプ動力を低減することができ
る。したがって高速炉の発電効率を高めることができ
る。
は、タービン２の出口側と原子炉１の入口側との間にお
いて再生熱交換器４と凝縮器５とを設け、冷却材を液体
に凝縮させて体積収縮させる、いわゆるランキン熱サイ
クルとしている。このため、冷却材を体積圧縮させる圧
縮機及びこれを駆動するための圧縮動力が不要となるた
め、高速炉の構成を簡易化及び小型化することができ
る。さらには、液体化することによりポンプ効率を向上
させることができ、ポンプ動力を低減することができ
る。したがって高速炉の発電効率を高めることができ
る。
【００２２】また、凝縮器５における冷却に際して液化
天然ガスの気化冷熱を使用することにより、従来は無駄
に廃棄していた気化冷熱を有効利用することができる。
図１に示す直接サイクル高速炉における冷却材は、本発
明にしたがって超臨界圧二酸化炭素、アンモニア、又は
二酸化窒素から構成する。そして、冷却材としてアンモ
ニア又は二酸化窒素を使用する場合は、上述したような
放射性炭素−１４の発生を抑制すべく、好ましくは窒素
−１５を同位体濃縮した窒素から構成する。
天然ガスの気化冷熱を使用することにより、従来は無駄
に廃棄していた気化冷熱を有効利用することができる。
図１に示す直接サイクル高速炉における冷却材は、本発
明にしたがって超臨界圧二酸化炭素、アンモニア、又は
二酸化窒素から構成する。そして、冷却材としてアンモ
ニア又は二酸化窒素を使用する場合は、上述したような
放射性炭素−１４の発生を抑制すべく、好ましくは窒素
−１５を同位体濃縮した窒素から構成する。
【００２３】図１に示す直接サイクル高速炉において、
冷却材として超臨界圧二酸化炭素を用いた場合の運転
は、具体的には以下のようにして実施される。超臨界圧
二酸化炭素は、原子炉１内において約５３０℃に加熱さ
れ圧力約１５．５ＭＰａを有するようになる。この加熱
された超臨界圧二酸化炭素は、タービン２に至ってこれ
を駆動し、発電機３を駆動させることによって発電させ
る。タービン２を駆動させた後、タービン出口に至った
二酸化炭素は、温度約４２０℃で、圧力約６ＭＰａとな
る。次いで、二酸化炭素は、再生熱交換器４を経由する
ことにより凝縮器５に導かれて冷却液化される。その結
果、二酸化炭素は、凝縮器５において圧力約６ＭＰａで
温度約２５℃の液体二酸化炭素となる。
冷却材として超臨界圧二酸化炭素を用いた場合の運転
は、具体的には以下のようにして実施される。超臨界圧
二酸化炭素は、原子炉１内において約５３０℃に加熱さ
れ圧力約１５．５ＭＰａを有するようになる。この加熱
された超臨界圧二酸化炭素は、タービン２に至ってこれ
を駆動し、発電機３を駆動させることによって発電させ
る。タービン２を駆動させた後、タービン出口に至った
二酸化炭素は、温度約４２０℃で、圧力約６ＭＰａとな
る。次いで、二酸化炭素は、再生熱交換器４を経由する
ことにより凝縮器５に導かれて冷却液化される。その結
果、二酸化炭素は、凝縮器５において圧力約６ＭＰａで
温度約２５℃の液体二酸化炭素となる。
【００２４】次いで、この液体二酸化炭素はポンプ６に
よって再生熱交換器４に送られ、タービン２から排出さ
れた温度約４２０℃の二酸化炭素と熱交換されることに
より、超臨界圧以上に加圧されるとともに原子炉の入口
温度である約２６０℃まで昇温され、再び原子炉１内に
導入される。そして、上記のような工程を繰り返すこと
によって連続した発電を行うものである。なお、上記に
おいては具体例の一実施態様を示すものであり、具体的
な高速炉の構成や大きさ、発電量などによって加熱温度
などは異なってくる。
よって再生熱交換器４に送られ、タービン２から排出さ
れた温度約４２０℃の二酸化炭素と熱交換されることに
より、超臨界圧以上に加圧されるとともに原子炉の入口
温度である約２６０℃まで昇温され、再び原子炉１内に
導入される。そして、上記のような工程を繰り返すこと
によって連続した発電を行うものである。なお、上記に
おいては具体例の一実施態様を示すものであり、具体的
な高速炉の構成や大きさ、発電量などによって加熱温度
などは異なってくる。
【００２５】図２は、本発明の直接サイクル高速炉のそ
の他の好ましい態様を示す構成図である。図２に示す直
接サイクル高速炉は、再生熱交換器４と凝縮器５との間
に冷却材貯留槽７を設けている以外は、図１に示す直接
サイクル高速炉と同じ構成を有している。このような冷
却材貯留槽７を設けることにより、原子炉１とタービン
２との間において配管が破断してしまうという事故が万
一発生した場合においても、原子炉１側の圧力低下によ
って冷却材貯留槽７内に貯留された冷却材が自動的に気
化されて原子炉内に供給されるようになる。したがっ
て、配管の破断による原子炉内への冷却材供給の停止を
防止することができる。
の他の好ましい態様を示す構成図である。図２に示す直
接サイクル高速炉は、再生熱交換器４と凝縮器５との間
に冷却材貯留槽７を設けている以外は、図１に示す直接
サイクル高速炉と同じ構成を有している。このような冷
却材貯留槽７を設けることにより、原子炉１とタービン
２との間において配管が破断してしまうという事故が万
一発生した場合においても、原子炉１側の圧力低下によ
って冷却材貯留槽７内に貯留された冷却材が自動的に気
化されて原子炉内に供給されるようになる。したがっ
て、配管の破断による原子炉内への冷却材供給の停止を
防止することができる。
【００２６】上記においては、ウランー２３８を転換し
てなるプルトニウムを燃焼させる場合について説明して
きたが、本発明の構成及び特徴から、ウランー２３５又
はウランー２３３を燃焼させる場合にも使用できる。
てなるプルトニウムを燃焼させる場合について説明して
きたが、本発明の構成及び特徴から、ウランー２３５又
はウランー２３３を燃焼させる場合にも使用できる。
【００２７】以上、具体例を挙げながら発明の実施の形
態に基づいて本発明を詳細に説明してきたが、本発明は
上記内容に限定されるものではなく、本発明の範疇を逸
脱しない限りにおいてあらゆる変形や変更が可能であ
る。
態に基づいて本発明を詳細に説明してきたが、本発明は
上記内容に限定されるものではなく、本発明の範疇を逸
脱しない限りにおいてあらゆる変形や変更が可能であ
る。
【００２８】
【発明の効果】以上説明したように、本発明によれば、
液体金属ナトリウムと異なり空気や水に対して化学的に
不活性である超臨界圧二酸化炭素などから冷却材を構成
している。したがって、冷却材が冷却系統から外部へ漏
洩した場合においても、空気や水などと反応することが
ないため、冷却系統や周辺設備の損傷を防止することが
できる。 さらに超臨界圧二酸化炭素などは高速炉の運
転中に沸騰することがないため、ボイド発生による正の
反応度の挿入による炉心過熱の問題を生じることもな
い。
液体金属ナトリウムと異なり空気や水に対して化学的に
不活性である超臨界圧二酸化炭素などから冷却材を構成
している。したがって、冷却材が冷却系統から外部へ漏
洩した場合においても、空気や水などと反応することが
ないため、冷却系統や周辺設備の損傷を防止することが
できる。 さらに超臨界圧二酸化炭素などは高速炉の運
転中に沸騰することがないため、ボイド発生による正の
反応度の挿入による炉心過熱の問題を生じることもな
い。
【００２９】また、原子炉内で加熱された冷却材で直接
的にタービンを回し発電機を駆動するので、中間の冷却
系統を必要とせず、高速炉の構成自体を簡易化すること
ができる。そして、高速炉の構成が簡易化されることに
より、高速炉の保守・運転をも簡易化することができ
る。また、高エネルギー中性子の割合が増大するため、
プルトニウム−２３９などの核***性物質の生成効率
（増殖比）が高くなるとともに、長寿命放射性廃棄物で
あるマイナーアクチノイド核種をも燃焼し、低減させる
ことができる。
的にタービンを回し発電機を駆動するので、中間の冷却
系統を必要とせず、高速炉の構成自体を簡易化すること
ができる。そして、高速炉の構成が簡易化されることに
より、高速炉の保守・運転をも簡易化することができ
る。また、高エネルギー中性子の割合が増大するため、
プルトニウム−２３９などの核***性物質の生成効率
（増殖比）が高くなるとともに、長寿命放射性廃棄物で
あるマイナーアクチノイド核種をも燃焼し、低減させる
ことができる。
【図１】 本発明の直接サイクル高速炉の好ましい態様
を示す構成図である。
を示す構成図である。
【図２】 本発明の直接サイクル高速炉のその他の好ま
しい態様を示す構成図である。
しい態様を示す構成図である。
１ 原子炉
２ タービン
３ 発電機
４ 再生熱交換器
５ 凝縮器
６ ポンプ
７ 冷却材貯留槽
フロントページの続き
(56)参考文献 特開 平８−313664（ＪＰ，Ａ)
特開2000−2790（ＪＰ，Ａ)
Ｙａｓｕｙｏｓｈｉ ＫＡＴＯ ａｎ
ｄ Ｙｏｓｈｉｏ ＹＯＳＨＩＺＡＷ
Ａ，Ｄｉｒｅｃｔ Ｃｙｃｌｅ Ｆａｓ
ｔ Ｒｅａｃｔｏｒ，Ｂｕｌｌ．Ｒｅ
ｓ．Ｌａｂ．Ｎｕｃｌ．Ｒｅａｃｔ．,
日本，2000年10月31日，第24巻，第85−
86頁
(58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名)
G21C 1/02 GDF
G21C 15/00 GDF
G21C 15/28
G21D 5/06
Claims (10)
- 【請求項１】 原子炉と、タービンと、発電機とを具
え、ウラン−２３８を転換してなるプルトニウムを燃焼
させることによって発生した熱により前記原子炉中の冷
却材を加熱し、この加熱された冷却材によって前記ター
ビンを駆動させ、前記発電機を駆動して発電するように
した高速炉であって、前記冷却材を超臨界圧二酸化炭素
から構成するとともに、前記冷却材を前記タービンに直
接的に導入するようにしたことを特徴とする、直接サイ
クル高速炉。 - 【請求項２】 前記プルトニウムに、マイナーアクチノ
イド核種を加えて燃焼させることを特徴とする、請求項
１に記載の直接サイクル高速炉。 - 【請求項３】 前記プルトニウムに代えて、ウランー２
３５を燃焼させることを特徴とする、請求項１に記載の
直接サイクル高速炉。 - 【請求項４】 前記プルトニウムに代えて、ウランー２
３３を燃焼させることを特徴とする、請求項１に記載の
直接サイクル高速炉。 - 【請求項５】 前記超臨界圧二酸化炭素に代えて、前記
冷却材をアンモニアから構成したことを特徴とする、請
求項１〜４のいずれか一に記載の直接サイクル高速炉。 - 【請求項６】 前記アンモニアは、窒素−１５を同位体
濃縮して得られた窒素から構成されることを特徴とす
る、請求項５に記載の直接サイクル高速炉。 - 【請求項７】 前記超臨界二酸化炭素に代えて、前記冷
却材を二酸化窒素から構成したことを特徴とする、請求
項１〜４のいずれか一に記載の直接サイクル高速炉。 - 【請求項８】 前記二酸化窒素は、窒素−１５を同位体
濃縮して得られた窒素から構成されることを特徴とす
る、請求項７に記載の直接サイクル高速炉。 - 【請求項９】 前記タービンの出口側と前記原子炉の入
口側との間に、再生熱交換器と凝縮器とを設け、前記タ
ービンから排出された前記冷却材を前記再生熱交換器を
経由させて前記凝縮器に導入することにより冷却して液
化し、この液化した冷却材を前記再生熱交換器に導入す
ることにより前記タービンから排出された前記冷却材と
熱交換して超臨界圧以上に加圧するとともに、前記原子
炉の入口温度まで上昇させた後に前記原子炉内に導入す
るようにしたことを特徴とする、請求項１〜８のいずれ
か一に記載の直接サイクル高速炉。 - 【請求項１０】 前記再生熱交換器と前記凝縮器との間
に、冷却材貯留槽を設けたことを特徴とする、請求項９
に記載の直接サイクル高速炉。
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|---|---|---|---|
| JP2000148151A JP3407037B2 (ja) | 2000-05-19 | 2000-05-19 | 直接サイクル高速炉 |
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|---|---|---|---|
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-
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- 2000-05-19 JP JP2000148151A patent/JP3407037B2/ja not_active Expired - Lifetime
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| KR101971601B1 (ko) * | 2018-03-29 | 2019-04-23 | 한국전력기술 주식회사 | 결정화기술을 이용한 화학 및 체적제어계통의 붕소 제어 및 정화 방법 |
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