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
- concentration
- 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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