(57)【要約】【課題】今日まで放射性廃棄物の放射能消滅方法は未だ発明されていない。又資源的に豊富なウラニウム２３８やトリウムを直接核燃料とする方法は実用レベルにない。このため加速器粒子線を使用した放射能変換法などが研究されているが多大の設備とエネルギーを要し実用の見通しはない。そこで、放射性廃棄物や自発核分裂物質の崩壊半減期を人為的に大幅に短縮させるとともに、その崩壊エネルギーを利用することを目的とする。【解決手段】液体金属リチウム等の溶融金属を触媒溶剤として、これにストロンチウム９０やセシウム１３７等の放射性物質あるいはプルトニウム、ウラニウムやトリウム等の自発性核分裂物質を溶解し、該触媒溶剤中の熱力学的力によって上記目的を達成するものである。【選択図】　　図１
2004109013.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
液体金属リチウム等の溶融金属又は合金からなる触媒溶剤に、人口又は天然の放射性物質を溶解し、該触媒溶剤中の熱力学的力によって崩壊半減期を大幅に短縮することを特徴とする放射能崩壊促進方法。
【請求項２】
液体金属リチウム等の溶融金属又は合金からなる触媒溶剤を、循環させるポンプ及び該触媒溶剤追加供給器と同純化器を装着した反応容器及び触媒溶剤循環用配管に加えて、人口又は天然の放射性物質の注入装置と非放射性反応生成物を分離回収する装置よりなる放射能崩壊促進によるエネルギー発生装置。
【請求項３】
反応容器と触媒溶剤循環用配管の外周側に冷却手段と断熱手段を設け、該冷却手段により発生した熱を利用する熱利用手段を設けたことを特徴とする請求項２記載の放射能崩壊促進によるエネルギー発生装置。
【請求項４】
放射能崩壊促進によるエネルギー発生装置を高熱源ループとし、配管、循環ポンプ及び冷却器よりなる系を低熱源ループとし、該高温熱源と低温熱源の間に熱電物質を挟み外部負荷に接続して電力を取出す熱電変換器より構成される熱電発電システムを有することを特徴とする請求項２又は３の何れかに記載の放射能崩壊促進によるエネルギー発生装置。
【請求項５】
前記高熱源ループの熱利用手段としてのタービンを回転させるための水／蒸気系統からなり触媒溶剤と水／蒸気間の熱交換手段は熱交換器によるか又は触媒溶剤系統と水／蒸気系統の間にもう一つの独立した熱輸送媒体の系統を設けたことを特徴とする請求項２〜４の何れか一つに記載の放射能崩壊促進によるエネルギー発生装置。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、液体金属リチウム等の溶融金属を触媒溶剤としてこれに溶解したストロンチウム９０（９０Ｓｒ）やセシウム１３７（１３７Ｃｓ）等の放射性廃棄物あ　るいは人口のプルトニウム、（Ｐｕ）天然ウラニウム（Ｕ）やトリウム（Ｔｈ）等の自発核分裂物質の崩壊半減期を大幅に短縮する方法及びその崩壊エネルギーを利用するエネルギー発生装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
従来から今日まで放射性廃棄物の放射能消滅方法は未だ発明されていない。
又資源的に豊富なウラニウム２３８やトリウムを直接核燃料とする方法は実用レベルにない。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】
このため加速器粒子線を使用した放射能変換法などが研究されているが多大の設備とエネルギーを要し実用の見通しはない。
【０００４】
そこで、本発明では液体金属リチウム等の溶融金属を触媒溶剤としてこれにストロンチウム９０やセシウム１３７等の放射性廃棄物あるいはプルトニウム、ウラニウムやトリウム等の自発核分裂物質を溶解し、後述する前記触媒溶剤中の熱力学的力によって崩壊半減期を大幅に短縮し、その崩壊エネルギーを利用する一石二鳥の方法とその装置を提供することを目的とする。
【０００５】
【課題を解決するための手段】
本発明は、前記目的を達成させるため、請求項１に対応する発明は、液体金属リチウムまたはそれと同様の触媒作用のある溶融金属又は合金を触媒溶剤として、それに人口又は天然の放射性物質を溶解し、該触媒溶剤中の熱力学的力により崩壊半減期を大幅に短縮して、放射能を消滅し、エネルギー転換させることを特徴とする。
【０００６】
請求項２に対応する発明は前記触媒溶剤を循環するポンプ及び触媒溶剤追加供給器と同純化器を装着した反応容器と触媒溶剤循環用配管に加えて人口又は天然の放射性物質の注入装置と非放射性生成物を分離回収する装置よりなる放射能崩壊促進装置システムであり、該反応容器中で溶剤に溶解した人口又は天然の放射性物質の半減期が大幅に短縮され、放射能が消滅してエネルギー転換することを特徴とする。
【０００７】
請求項３に対応する発明は請求項２において人口又は天然の注入放射性物質の放射能崩壊で発熱する触媒溶剤を満たした反応容器と循環配管システムの外周側に冷却手段と断熱手段を設け、該冷却手段により発生した熱を取出し利用する熱利用手段を設けたことを特徴とする。
【０００８】
請求項４に対応する発明は請求項２又は３において放射能崩壊によって発生する熱を冷却材または冷却材兼用触媒溶剤により取出し循環するポンプ及び配管よりなる高熱源ループと、配管、循環ポンプ及び冷却器よりなる低熱源ループと、当該高温熱源と低温熱源の間に熱電物質をはさみ外部負荷に接続して電力を取り出す熱電変換器より構成される熱電発電システムを有することを特徴とする。
【０００９】
請求項５に対応する発明は請求項２〜４において高熱源ループの熱利用手段としてのタービンを回転させる水／蒸気系統との間に熱交換手段としての熱交換器を設けるか又は高熱源ループの冷却材である触媒溶剤と水／蒸気系統の遮断を確実なものとするため前記触媒溶剤と水／蒸気系統の間に前記触媒溶剤および水に対して安定な単体金属あるいは合金又は導電性液体を熱輸送媒体とする独立中間ループを設けた熱電発電システムを有することを特徴とする。
【００１０】
【作用】
各請求項特に請求項１及び２に対応する発明は液体金属リチウム等の触媒溶剤中に人口又は天然の放射性物質を溶解し、該溶剤中の移動電子の海の中に漬けこまれたイオン状態の放射性物質がα崩壊、β崩壊又は重クラスター崩壊あるいは自発核分裂する際のＧｉｂｂｓエネルギーΔＧが減少する場合は、熱力学的力が崩壊を促進することを利用する。
ここで言う熱力学的力とは本発明者の先願（特願２００２−０６７２２０）で述べている凝縮力に相当するものであるが、厳密には同一のものではなく両者は次のような関係で密接に結ばれている。
【００１１】
一般にＧｉｂｂｓエネルギーの深さは、物質中の原子・分子間結合エネルギーを介して、物質固有の凝縮力に反映されている。しかし、Ｇｉｂｂｓエネルギーが化学反応などで、より深まり物質が更に安定化する場合は、物質中の粒子（原子・分子）集団全体を支配する集団力が出現し、反応速度が大幅に増大する。この集団力のことを本発明では熱力学的力と定義している。
【００１２】
上記集団力が核反応をも支配することが前記先願発明で議論され、それによる核反応レート増大効果が既に実験的に確認されている。本発明は、このような反応機構と同様に放射能崩壊が促進されるとした原理に基づいている。
【００１３】
ここでは典型的放射性物質であるストロンチウム９０（９０Ｓｒ、半減期２８．８年）を例にとり説明する。９０Ｓｒを酸化ストロンチウムＳｒＯとして液体金属リチウム中に注入すると、次の反応で９０Ｓｒは該液体中でイオン状態となる。
【化１】
2004109013.tif 000003
ここで、Ｌｉ＋、Ｓｒ２＋は夫々１価のリチウムイオン、２価のストロンチウムイオンである。９０Ｓｒは２８．８年の半減期で次の反応式によりイットリウム９０（９０Ｙ）になる。
【００１４】
【化２】
2004109013.tif 000004
ここでＭｅＶは１００万電子ボルトのエネルギーであり、β−、ν−は夫々電子及び反ニュートリノである。
【００１５】
上記反応式（２）の崩壊が、液体金属リチウムの中で起こる場合は、Ｓｒ２＋とＹ３＋イオンのＧｉｂｂｓエネルギー差ΔＧが０．８ｅＶ程度になり、崩壊促進度ｅｘｐ（−ΔＧ／ｋＴ）は温度Ｔ＝４５０Ｋでは１０８倍以上もあり、そのため　半減期は２８．８年に比べ大幅に短く殆ど一瞬に崩壊する可能性がある。ここに、ｋはボルツマン常数である。
【００１６】
生成したイットリウム９０は放射性で６４時間の半減期で、ベータ崩壊によって非放射性のジルコニウム９０（９０Ｚｒ）となる。
【化３】
2004109013.tif 000005
【００１７】
しかし、反応式（３）が液体金属リチウム内で発生する場合のＧｉｂｂｓエネルギー差もＹ３＋イオンとＺｒ４＋イオン間で０．２ｅＶあり崩壊促進のため９０Ｙ　　→９０Ｚｒの崩壊も可成り短縮される。
結局、９０Ｓｒ→９０Ｙ→９０Ｚｒの液体リチウム中での崩壊半減期は事実上、上記反応式（１）の反応速度で決まる可能性がある。
【００１８】
同様の崩壊促進は９０Ｓｒと並ぶ典型的放射性物質であるセシウム１３７（１３７Ｃｓ）に適用できるばかりでなく、放射性物質の化合物や触媒溶剤の選定次第で放射能崩壊の適用範囲を広げることができる。又反応生成物の減量のため放射性物質を単体の形で注入するのも有効である。
【００１９】
反応式（２）及び（３）により９０Ｓｒの崩壊で２．８３ＭｅＶのエネルギーが発生するが、このうち約４０％の１．２ＭｅＶは電子エネルギーとして液体金属リチウムに吸収される。
請求項３〜５に対応する発明では、これをエネルギー源として利用する。
９０Ｓｒ処理で発生するエネルギーは同重量のウラニウム２３５（２３５Ｕ）の１　．５％程度となり、核燃料に匹敵するが、残存放射能が皆無で、反応装置が極度に簡単という決定的利点がある。
【００２０】
放射能崩壊促進は重クラスター崩壊や核分裂にも適用することができる。しかも、核燃料物質であるウラニウム２３５（２３５Ｕ）やプルトニウム２３９（２３９Ｐｕ）のみならず核燃料物質として直接利用することのできないトリウム２３２（２３２Ｔｈ）、ウラニウム２３８（２３８Ｕ）を含む全てのトリウム、ウラニウム、プルトニウムのアイソトープの核分裂を可能にする。これらの元素は宇宙創成寿命（約１０１０年）より遥かに長い半減期（Ｔｈ：約１０２０年、Ｕ：約１０１６年、Ｐｕ：約１０１２年）で夫々反応式（４）、（５）、（６）のような自発核分裂をすると考えられる。事実反応式（５）、（６）は実測されている。
【００２１】
【化４】
2004109013.tif 000006
ここでＳｎは錫であり、ｎは放出中性子である。
【００２２】
【化５】
2004109013.tif 000007
ここで１００、１０３Ｍｏは質量数１００及び１０３のモリブデンである。
【００２３】
【化６】
2004109013.tif 000008
ここでＲｕはルテニウムである。
【００２４】
自発核分裂は崩壊確率が極度に小さく、現在は単なる一部の研究者の学術的興味の対象に過ぎない。しかし、トリウム、ウラニウムやプルトニウムを酸化物又は弗化物として液体金属リチウム中に注入すると還元され、リチウム中で単体金属として溶融するから、該液体金属中の熱力学的力によって崩壊促進度ｅｘｐ（−ΔＧ／ｋＴ）が起こる。反応式（４）、（５）、（６）の核反応におけるＧｉｂｂｓエネルギー変化ΔＧは夫々４．３ｅＶ、４．７ｅＶ、５．５ｅＶで５００℃の高温で崩壊促進度は夫々１０２７倍、１０３０倍、１０３５倍になり、リチウム中で溶融直後に自発核分裂をする可能性がある。
【００２５】
本発明の自発核分裂促進で放出される反応エネルギーは通常の核分裂と同じ約２００ＭｅＶであるが、次のような全く異なる特徴を有している。即ち、
（１）　中性子によって誘発される通常の核分裂によるエネルギー発生は危険を伴う連鎖反応によるものであるが、本発明では連鎖反応は起こらず、トリウム、ウラニウムやプルトニウムの注入加減による反応制御が容易にできる。
（２）　核分裂片の核種は通常の核分裂に比べ格段に少ない。
（３）　核分裂片を含む反応残留放射能の多くは先のストロンチウム９０やセシウム１３７の消滅と同様の崩壊促進により、液体金属中で消滅し、同時にエネルギーを発生する。
（４）　核分裂で放出される中性子は液体金属リチウム中で減速された上でリチウムに吸収される。
（５）　中性子を吸収したリチウムはα線、β線、γ線を放出するが残留放射能は生じない。
【００２６】
これを要するに本発明の自発核分裂促進における液体金属リチウムは次の機能を兼備していることになる。
（１）　自発核分裂促進の触媒溶剤。
（２）　核分裂残留放射能の崩壊促進の触媒溶剤。
（３）　中性子減速・吸収剤。
（４）　エネルギー発生装置の反応芯部（炉心）冷却材。
【００２７】
自発核分裂促進における核分裂物質のトリウム、ウラニウムやプルトニウムの化合物あるいは単体の注入方式及び核分裂生成物の回収方法及び装置は、先に説明したストロンチウム９０やセシウム１３７の処理と同様なので、以下に放射能崩壊促進及び自発核分裂促進共通のエネルギー発生について説明する。
【００２８】
請求項３に対応する発明では、反応容器及び配管の外周側に冷却手段を設け、この冷却手段により発生した熱を利用する手段を設けたので、熱エネルギーを有効利用できる。
【００２９】
請求項４に対応する発明では、前記放射能崩壊促進によって発生する熱を冷却材又は冷却材兼用触媒溶剤により取出し循環するポンプ及び配管よりなる高熱源ループと、配管、循環ポンプ及び冷却器よりなる低熱源ループと、当該高熱源と低熱源の間に熱電物質をはさみ外部負荷に接続して電力を取り出す熱電変換器より構成される熱電発電システムとすることにより熱エネルギーを直接電気エネルギーに変換できる。
【００３０】
請求項５に対応する発明では、前記放射能崩壊促進によって発生する熱を冷却材又は冷却材兼用触媒溶剤により取り出す前記高熱源ループの熱利用手段として該高熱源とタービンを回転させる前記水／蒸気系統を熱交換器で直接連結するか又は前記熱交換器と水／蒸気系統との間に独立した中間冷却ループを設けて冷却系統の安全性を確実なものにした大規模発電が実現可能となる。
【００３１】
【発明の実施の形態】
以下に本発明に係る放射能崩壊促進方法及び放射能崩壊促進によるエネルギー発生装置の実施の形態を図に基づき説明する。
図１は本発明の放射能崩壊促進によるエネルギー発生装置の概略構成図である。有底筒状の反応容器１の内部は液体金属リチウム等の触媒溶剤２で満たされている。
【００３２】
そして、反応容器１には液体金属リチウム（触媒溶剤）追加供給器３が取り付けられ、さらに放射性物質が注入されるように反応容器に外部設置の放射性物質注入装置４が連結され、反応容器内部で反応式（１）〜（６）で生じた非放射性生成物を排出回収できるように反応容器外部設置の非放射性反応生成物回収装置６が連結され、さらにこれには反応容器内液体金属リチウムの状態をモニターするようにリチウム計測純化器５が装着されている。反応生成物の酸化リチウム（Ｌｉ２Ｏ）とジルコニウムの比重は夫々リチウムの４倍、１２倍もありリチウム　に対する溶解度は小さいので、その分離回収は現行の技術で容易に行なうことができる。
【００３３】
この実施形態によれば、反応容器１を断熱材７で密閉してこれと熱交換利用システム８を直結したので、効率の向上を図ることが可能である。さらに、リチ
ウム計測純化器５を設けたので、リチウム中に含まれる不純物を取り除き、リチウムの温度等を計測することにより反応を円滑に行なうことができる。また、この実施形態では装置の縦置きが可能となる。
【００３４】
さらにこの実施形態では放射性物質注入装置４による放射性物質注入で液体金属リチウム２は急速に発熱するが、このエネルギーは迅速に熱交換利用システム８に移行し、発電されたり、地域暖房等に有効利用される。このとき放射性物質注入装置４の調整で、発生エネルギーを安全かつ容易に制御できる。
したがって、本発明の実施形態によれば、目的に応じて最適なエネルギー発生量を得ることができ、利用上の制限が少なく、取扱い易い安全で安定なエネルギーを提供することができる。
【００３５】
次に図２を参照して第１実施形態の熱利用システムについて説明する。
図２は熱電発電システムのフローシートであって、放射能崩壊促進によるエネルギー発生装置を構成する反応容器１から崩壊促進反応により加熱された液体金属リチウム冷却材が配管２０１を介して、熱電素子（熱電物質）２０５の高温部２０３に導かれ当該部を加熱した後循環ポンプ２０２に配管で導かれ、当該ポンプ２０２で反応容器に戻る１次系循環ループを形成している。
【００３６】
一方、熱電素子２０５の低温部２０４を冷却除熱する２次系除熱ループが配管２０６、循環ポンプ２０７、放熱装置２０８により構成されている。熱電素子２０５の高温部２０３と低温部２０４との間には熱電素子２０５が密接されていて、高温部２０３と低温部２０４との温度差により電気を発生する。即ち、熱エネルギーを直接電気エネルギーに変換する。発生した電気エネルギーはケーブル２０９により負荷に供給される。
【００３７】
図２の実施形態によれば、熱エネルギーを直接電気エネルギーに変換できるため、極めて簡素な発電システムを実現でき、経済性や信頼性に富んだ放射能崩壊促進によるエネルギー供給装置を提供することができる。
【００３８】
図３は本発明による第２実施形態の熱利用システムの概略構成を説明するための図である。本実施形態では液体金属リチウム０２と水／蒸気系０８の二つの系統に中間冷却系統０１８を加えて、放射能崩壊促進による熱によってタービン０７を回す熱輸送系を構成するものであり、液体金属リチウム０２の系と水／蒸気系０８間の熱交換器０５は例えばシェルアンドチューブ方式の熱交換器を使用している。
【００３９】
このように中間冷却系統０１８は液体金属又は導電性流体を用い、液体金属リチウム系統から、中間熱交換器０１５により熱を受け、この熱を蒸気発生器０１６により水／蒸気系０８に伝達する。
【００４０】
第２実施形態のように構成することにより中間冷却系統０１８がない場合には、熱交換器０１５の伝熱管０５が破損したとき、液体金属リチウムと水が激しく反応し、反応生成物が反応芯部０１に流入する等の影響が出る可能性があるのに対し、本実施形態の場合水／蒸気系０８と反応芯部０１を流れる液体金属リチウム系との間にさらにもう一つの系統が存在するため、蒸気発生器０１６で伝熱管０６の破損が生じても、反応生成物が反応芯部０１に至ることを防止でき、信頼性を向上させることができる。
【００４１】
【発明の効果】
本発明によれば、次の二つの重要な成果が期待される。
（１）　崩壊促進原理によって、液体金属リチウム等の触媒溶剤中に発生する熱力学的力で該溶剤中の放射性廃棄物の半減期を飛躍的に短縮し、放射能を消滅させあるいはトリウム、ウラニウム、プルトニウムの自発核分裂を促進して安全なエネルギー源とすることができる。
（２）　人口あるいは天然の放射性物質に内在する核エネルギーを容易かつ安全に清浄なエネルギーに転換するエネルギー発生装置を提供できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第１の実施形態の放射能崩壊促進及び自発核分裂促進によるエネルギー発生装置の概略構成図。
【図２】本発明の第１実施形態の熱利用システムの説明図。
【図３】本発明の第２実施形態の熱利用システムの説明図。
【符号の説明】
１　　反応容器　　　　　　　　　　　　０１５　　熱交換器
２　　液体金属リチウム（触媒溶剤）　　０１６　　熱交換器（蒸気発生器）
３　　触媒溶剤追加供給器　　　　　　　０１７　　循環ポンプ
４　　　放射性物質注入装置　　　　　　　０１８　　中間冷却系
５　　リチウム計測純化器　　　　　　　２０１　　配管
６　　非放射性反応生成物回収装置　　　２０２　　循環ポンプ
７　　断熱材　　　　　　　　　　　　　２０３　　高温部
８　　熱交換利用システム　　　　　　　２０４　　低温部
０１　　反応芯部　　　　　　　　　　　　２０５　　熱電素子
０２　　液体金属リチウム　　　　　　　　２０６　　配管
０３　　反応容器　　　　　　　　　　　　２０７　　循環ポンプ
０４　　循環ポンプ　　　　　　　　　　　２０８　　放熱装置
０５　　伝熱管　　　　　　　　　　　　　２０９　　ケーブル
０６　　伝熱管
０７　　タービン
０８　　水／蒸気系
０９　　循環ポンプ
０１０　　液体金属リチウム供給器
０１１、０１２　　自由液面
０１３、０１４　　リチウム・生成物分離回収装置
【図１】
2004109013.tif 000009
【図２】
2004109013.tif 000010
【図３】
2004109013.tif 000011