JPH06273554A - プルトニウム消滅加速器溶融塩増殖発電炉 - Google Patents
プルトニウム消滅加速器溶融塩増殖発電炉Info
- Publication number
- JPH06273554A JPH06273554A JP5065216A JP6521693A JPH06273554A JP H06273554 A JPH06273554 A JP H06273554A JP 5065216 A JP5065216 A JP 5065216A JP 6521693 A JP6521693 A JP 6521693A JP H06273554 A JPH06273554 A JP H06273554A
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- JP
- Japan
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- salt
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- target
- target salt
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- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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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
- Particle Accelerators (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 核***物質として 239PuF3 を用い、問題の
多いＰｕを有効に消滅させつつ、有用な 233Ｕを効率的
に生産するプルトニウム消滅加速器溶融塩増殖発電炉を
提供する。 【構成】 ターゲット塩中の各 ThF4 ， 233UF4 または
235UF4 ， 239PuF3の濃度において、（１） ThF4 濃度
は１５〜３０ mol％ 程度に高く保ち、（２） 233UF4
または 235UF4 濃度は０．０５〜０．４ mol％ 程度に
低く保ち、（３）一方 239PuF3 を０．４〜０．８ mol
％ 程度の高濃度に保つ。
多いＰｕを有効に消滅させつつ、有用な 233Ｕを効率的
に生産するプルトニウム消滅加速器溶融塩増殖発電炉を
提供する。 【構成】 ターゲット塩中の各 ThF4 ， 233UF4 または
235UF4 ， 239PuF3の濃度において、（１） ThF4 濃度
は１５〜３０ mol％ 程度に高く保ち、（２） 233UF4
または 235UF4 濃度は０．０５〜０．４ mol％ 程度に
低く保ち、（３）一方 239PuF3 を０．４〜０．８ mol
％ 程度の高濃度に保つ。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明はプルトニウム消滅加速器
溶融塩増殖発電炉に関する。
溶融塩増殖発電炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】本願発明者である古川和男は、既に単一
流体型加速器溶融塩増殖発電炉（ＡＭＳＢ）として特公
昭６３−６４７５４号を発明した。これは、親物質とし
て多量の ThF4 ，核***物質として 233UF4 （または
235UF4 ，または 239PuF3 ）を含んだ溶融弗化物をタ
ーゲット(target ／blanket)塩として、上部より約１Ｇ
ｅＶ（１０億電子ボルト）の陽子ビームを入射し、発生
する中性子をＴｈに吸収させ、 233Ｕを増殖させる装置
である。
流体型加速器溶融塩増殖発電炉（ＡＭＳＢ）として特公
昭６３−６４７５４号を発明した。これは、親物質とし
て多量の ThF4 ，核***物質として 233UF4 （または
235UF4 ，または 239PuF3 ）を含んだ溶融弗化物をタ
ーゲット(target ／blanket)塩として、上部より約１Ｇ
ｅＶ（１０億電子ボルト）の陽子ビームを入射し、発生
する中性子をＴｈに吸収させ、 233Ｕを増殖させる装置
である。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】本発明はかかる従来の
ＡＭＳＢ装置において、核***物質として 239PuF3 を
用い、問題の多いＰｕを有効に消滅させつつ効率的に有
用な 233Ｕを生産するプルトニウム消滅加速器溶融塩増
殖発電炉を提供するものである。 すなわち、高利得単
一流体型加速器溶融増殖炉のターゲット( target／blan
ket)塩において、 233UF4 を随時化学処理して濃度を減
らし、新たに 239PuF3 を高濃度に加えて、有効に 239
Ｐu を焼却しつつ 233Ｕ生産量を増大させ、さらに十二
分な発電供給を目指し、経済性を確保しようとするもの
である。
ＡＭＳＢ装置において、核***物質として 239PuF3 を
用い、問題の多いＰｕを有効に消滅させつつ効率的に有
用な 233Ｕを生産するプルトニウム消滅加速器溶融塩増
殖発電炉を提供するものである。 すなわち、高利得単
一流体型加速器溶融増殖炉のターゲット( target／blan
ket)塩において、 233UF4 を随時化学処理して濃度を減
らし、新たに 239PuF3 を高濃度に加えて、有効に 239
Ｐu を焼却しつつ 233Ｕ生産量を増大させ、さらに十二
分な発電供給を目指し、経済性を確保しようとするもの
である。
【０００４】
【課題を解決するための手段】ターゲット塩中の各 ThF
4 ， 233UF4 または 235UF4 ， 239PuF3 の濃度におい
て、（１） ThF4 濃度は１５〜３０ mol％ 程度に高く
保ち、（２） 233UF4 または 235UF4 濃度は０．０５〜
０．４ mol％ 程度に低く保ち、（３）一方 239PuF3
を０．４〜０．８ mol％ 程度の高濃度に保つ。
4 ， 233UF4 または 235UF4 ， 239PuF3 の濃度におい
て、（１） ThF4 濃度は１５〜３０ mol％ 程度に高く
保ち、（２） 233UF4 または 235UF4 濃度は０．０５〜
０．４ mol％ 程度に低く保ち、（３）一方 239PuF3
を０．４〜０．８ mol％ 程度の高濃度に保つ。
【０００５】
【作用】ターゲット塩に陽子ビームを入射し、発生する
中性子をＴｈに吸収させ、 233Ｕを増殖させる。
中性子をＴｈに吸収させ、 233Ｕを増殖させる。
【０００６】
【実施例】以下図面につき本発明の一実施例を詳細に説
明する。本発明において、ターゲット（ target ／ bla
nket )塩としては、7LiF −BeF2− ThF4 − 233UF4 −
239PuF3 (各成分の濃度は夫々、64-18-16.9-0.4-0.7 m
ol％の混合溶融金属塩) を使用する。この塩総量は約１
００ｍ3 である。このターゲット塩１を図１示のＡＭＳ
ＢのＮi 合金よりなる反応装置２に供給する。この逆円
錐状の反応装置２の内側には黒鉛反射体３及び黒鉛遮蔽
体４が２重に形成され、また、上蓋５の内側にも黒鉛遮
蔽体６が形成され、その中心の透孔７を通して陽子ビー
ム８を偏向磁石９，９，９により屈曲させてターゲット
塩１中に放射する。なお、図中１０は蒸気トラップ、１
１は中性子ストッパーである。
明する。本発明において、ターゲット（ target ／ bla
nket )塩としては、7LiF −BeF2− ThF4 − 233UF4 −
239PuF3 (各成分の濃度は夫々、64-18-16.9-0.4-0.7 m
ol％の混合溶融金属塩) を使用する。この塩総量は約１
００ｍ3 である。このターゲット塩１を図１示のＡＭＳ
ＢのＮi 合金よりなる反応装置２に供給する。この逆円
錐状の反応装置２の内側には黒鉛反射体３及び黒鉛遮蔽
体４が２重に形成され、また、上蓋５の内側にも黒鉛遮
蔽体６が形成され、その中心の透孔７を通して陽子ビー
ム８を偏向磁石９，９，９により屈曲させてターゲット
塩１中に放射する。なお、図中１０は蒸気トラップ、１
１は中性子ストッパーである。
【０００７】ターゲット塩１は反応装置２内で渦流とな
り、中央部近くの偏心位置に陽子ビーム８が入射され
る。この際、かなり高濃度に添加された 239Ｐu は、入
射陽子ビーム８により発生した中性子により核***焼却
処分されつつ、中性子の増倍に役立てられる。一部は陽
子スポレーション反応でも消滅させられる。発生中性子
のかなりの部分はＴh に吸収されて 233Ｕを生産する。
しかも直ちに分離されて低濃度に保たれるため、余り核
***により消滅することなく、分離生産量を増大でき
る。これらの核反応過程で、特に核***により多量の熱
が発生するので、それにより発電を行う。
り、中央部近くの偏心位置に陽子ビーム８が入射され
る。この際、かなり高濃度に添加された 239Ｐu は、入
射陽子ビーム８により発生した中性子により核***焼却
処分されつつ、中性子の増倍に役立てられる。一部は陽
子スポレーション反応でも消滅させられる。発生中性子
のかなりの部分はＴh に吸収されて 233Ｕを生産する。
しかも直ちに分離されて低濃度に保たれるため、余り核
***により消滅することなく、分離生産量を増大でき
る。これらの核反応過程で、特に核***により多量の熱
が発生するので、それにより発電を行う。
【０００８】すなわち、ターゲット塩１は主ポンプ１２
により反応装置２の下部出口１３より熱交換器１４で二
次流体１５と熱交換して一次配管１６を通り、流量調整
弁１７を介して反応装置２の上部の流入口１８に還流さ
れ、その際、加熱された上記二次流体１５は図２示の発
電機Ｇにより発電に供される。
により反応装置２の下部出口１３より熱交換器１４で二
次流体１５と熱交換して一次配管１６を通り、流量調整
弁１７を介して反応装置２の上部の流入口１８に還流さ
れ、その際、加熱された上記二次流体１５は図２示の発
電機Ｇにより発電に供される。
【０００９】上記ターゲット塩１の一部はポンプ２０に
より適宜バイパス系２１に回して、図１の左端に示した
化学処理系２２によって弗素化分離その他を施す。これ
によってターゲット塩１は弗素化蒸溜法によりガス状
233UF6 が分離され、 233Ｕは低濃度に保たれる。この
際、余剰のターゲット塩１はオーバーフロー管２３を通
してタンク２４に戻される。この化学処理系２２で分離
された 233UF6 ガスは直ちに燃料塩のタンク２５に導か
れ、還元されて 233UF4 として溶解する。かくして処理
された燃料塩は輸送されて、図２示のように溶融塩発電
炉（ＭＳＣＲ）（特願昭６０−２７２１６５号参照）の
燃料として利用される。
より適宜バイパス系２１に回して、図１の左端に示した
化学処理系２２によって弗素化分離その他を施す。これ
によってターゲット塩１は弗素化蒸溜法によりガス状
233UF6 が分離され、 233Ｕは低濃度に保たれる。この
際、余剰のターゲット塩１はオーバーフロー管２３を通
してタンク２４に戻される。この化学処理系２２で分離
された 233UF6 ガスは直ちに燃料塩のタンク２５に導か
れ、還元されて 233UF4 として溶解する。かくして処理
された燃料塩は輸送されて、図２示のように溶融塩発電
炉（ＭＳＣＲ）（特願昭６０−２７２１６５号参照）の
燃料として利用される。
【００１０】上記ターゲット塩１は、また必要に応じ図
２示のバッチ処理プラント３０により全量を純化処理す
る。このターゲット塩のタンク２５またはバッチ処理プ
ラント３０による処理は、年に二度程度総量を処理する
位の速度で充分である。それは核***性物質の濃度の増
減が１０％以下に押さえられるからである。同時に***
ガス・トリチウムその他も適宜分離される。その間、次
第に減少する ThF4 、PuF3 などは、 7LiF との共融塩
として随時添加され、上記塩組成を維持する。バッチ処
理プラント３０で分離された 233UF6 も同様に燃料塩タ
ンク２５に導かれる。
２示のバッチ処理プラント３０により全量を純化処理す
る。このターゲット塩のタンク２５またはバッチ処理プ
ラント３０による処理は、年に二度程度総量を処理する
位の速度で充分である。それは核***性物質の濃度の増
減が１０％以下に押さえられるからである。同時に***
ガス・トリチウムその他も適宜分離される。その間、次
第に減少する ThF4 、PuF3 などは、 7LiF との共融塩
として随時添加され、上記塩組成を維持する。バッチ処
理プラント３０で分離された 233UF6 も同様に燃料塩タ
ンク２５に導かれる。
【００１１】上記装置おいて、陽子ビーム８を１Ｇｅ
Ｖ、３００ｍＡとした場合、Ｐu 焼却・消滅量は年間約
３９０Kgである。 233Ｕ生産量は、年間約９００Kgであ
る（なお、 239Ｐu を 233Ｕのみに置き換えるならば、
約５００Kg／年に減少する）。 233Ｕのシステム内保有
量は約３０００Kgであるから、その倍増時間は約３．３
年という高性能の増殖装置を意味する。また、発電量推
定値は精度が悪いが約１２０万KWe で、内６０万KWe は
自己消費するが残りの６０万KWe を売電でき、KWhr１０
円とすれば４４０億円／年で、全コスト２００〜３００
億円／年を軽く凌ぐと考えられる。
Ｖ、３００ｍＡとした場合、Ｐu 焼却・消滅量は年間約
３９０Kgである。 233Ｕ生産量は、年間約９００Kgであ
る（なお、 239Ｐu を 233Ｕのみに置き換えるならば、
約５００Kg／年に減少する）。 233Ｕのシステム内保有
量は約３０００Kgであるから、その倍増時間は約３．３
年という高性能の増殖装置を意味する。また、発電量推
定値は精度が悪いが約１２０万KWe で、内６０万KWe は
自己消費するが残りの６０万KWe を売電でき、KWhr１０
円とすれば４４０億円／年で、全コスト２００〜３００
億円／年を軽く凌ぐと考えられる。
【００１２】以上のように上記装置における発電量は、
施設に必要な電力を補給できるだけでなく、外部に供給
され、施設の建設，運転，保守コストを充分賄える。ま
た、この装置自身も発電所としての機能を果たすが主目
的は発電ではなく、Ｔh 核エネルギー資源を活かすため
の 233Ｕ燃料生産である。
施設に必要な電力を補給できるだけでなく、外部に供給
され、施設の建設，運転，保守コストを充分賄える。ま
た、この装置自身も発電所としての機能を果たすが主目
的は発電ではなく、Ｔh 核エネルギー資源を活かすため
の 233Ｕ燃料生産である。
【００１３】
【発明の効果】以上のように本発明においては、単純な
炉構造の装置により、社会的に問題の多いＰu を有効に
消滅させつつ、有用な 233Ｕをより効率的に生産する。
しかも、今まで一般的に加速器増殖炉方式によるならば
コスト高になるのが通例であった 233Ｕ生産を、売電に
より利潤を生みつつ生産することができるものである。
炉構造の装置により、社会的に問題の多いＰu を有効に
消滅させつつ、有用な 233Ｕをより効率的に生産する。
しかも、今まで一般的に加速器増殖炉方式によるならば
コスト高になるのが通例であった 233Ｕ生産を、売電に
より利潤を生みつつ生産することができるものである。
【図１】本発明を実施するＡＭＳＢの概略を示す説明図
である。
である。
【図２】本発明による燃料サイクルの状況を示す説明図
である。
である。
１ ターゲット塩 ８ 陽子ビーム
Claims (1)
- 【請求項１】 ターゲット塩は溶融弗化物と、親物質と
しての多量の ThF4と、核***物質としての 233UF4 ま
たは 235UF4 と、 239PuF3 とよりなり、このターゲッ
ト塩に陽子ビームを入射し、発生する中性子をＴｈに吸
収させ、 233Ｕを増殖させる単一流体型加速器溶融塩増
殖発電炉において、ターゲット塩中の各 ThF4 ， 233UF
4 または 235UF4 ， 239PuF3 の濃度において、 （１） ThF4 濃度は１５〜３０ mol％ 程度に高く保
ち、 （２） 233UF4 または 235UF4 濃度は０．０５〜０．４
mol％ 程度に低く保ち、 （３）一方 239PuF3 を０．４〜０．８ mol％ 程度の
高濃度に保つことを特徴とするプルトニウム消滅加速器
溶融塩増殖発電炉。
Priority Applications (5)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5065216A JPH06273554A (ja) | 1993-03-24 | 1993-03-24 | プルトニウム消滅加速器溶融塩増殖発電炉 |
| DE69407459T DE69407459T2 (de) | 1993-03-24 | 1994-03-22 | Plutonium zerstörender Kernreaktor mit Verwertung flüssigen Kernbrennstoffes |
| EP94104486A EP0617430B1 (en) | 1993-03-24 | 1994-03-22 | Plutonium annihilating nuclear reactor with use of liquid nuclear fuel |
| CN94104894A CN1100555A (zh) | 1993-03-24 | 1994-03-23 | 使用液体燃料的钚湮没核反应堆 |
| RU94009850A RU2137222C1 (ru) | 1993-03-24 | 1994-03-24 | Уничтожающий плутоний ядерный реактор с жидкосолевым ядерным топливом (варианты) |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5065216A JPH06273554A (ja) | 1993-03-24 | 1993-03-24 | プルトニウム消滅加速器溶融塩増殖発電炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06273554A true JPH06273554A (ja) | 1994-09-30 |
Family
ID=13280500
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5065216A Pending JPH06273554A (ja) | 1993-03-24 | 1993-03-24 | プルトニウム消滅加速器溶融塩増殖発電炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH06273554A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7796720B1 (en) * | 1997-06-19 | 2010-09-14 | European Organization For Nuclear Research | Neutron-driven element transmuter |
| JP2014013149A (ja) * | 2012-07-03 | 2014-01-23 | Thorium Tech Solution Inc | ウラン・トリウムハイブリッドシステム |
-
1993
- 1993-03-24 JP JP5065216A patent/JPH06273554A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7796720B1 (en) * | 1997-06-19 | 2010-09-14 | European Organization For Nuclear Research | Neutron-driven element transmuter |
| JP2014013149A (ja) * | 2012-07-03 | 2014-01-23 | Thorium Tech Solution Inc | ウラン・トリウムハイブリッドシステム |
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