(57)【要約】      （修正有）【課題】  使用済核燃料中のマイナアクチニド（ＭＡ）は核分裂物質でもあり、大量に蓄積してくると核拡散防止の観点から問題化することが考えられ、消滅処理をしたい。【解決手段】ＭＡ消滅原子炉５０は、下部核反応容器４と上部核反応容器２とで構成し、それぞれαｎ中性子反応器１０を内蔵した下部中性子反応器含有未臨界ＭＡ核燃料３とαｎ中性子反応器１０を内蔵した上部中性子反応器含有未臨界ＭＡ核燃料１を装荷する。下部核反応容器４と上部核反応容器２とを核反応容器結合帯５で結合し、臨界に近い状態に近づけ、さらにＵ２３５を含有する反応調節ネジ棒２３をモータで挿入し臨界に近づける。【選択図】  図１
2007315987.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
ステンレス製等でできた頑丈な上部核反応容器(2)にはαn中性子反応器(10)を内蔵せる上部中性子反応器含有未臨界MA核燃料(1)を装荷し、下部核反応容器(4)にはαn中性子反応器(10)を内蔵せる下部中性子反応器含有未臨界MA核燃料(3)を装荷し、運転時に上下を核反応容器結合帯(5)で結合し臨界に近い状態に近づけ、U235を含有する反応調節ネジ棒(23)を外部からの信号をアンテナ(24)で受信し内蔵せる電池で動くモーターMで挿入し更に臨界に近づけ、高出力を発生させることを特徴とするMA消滅原子炉(50)。
【請求項２】
ステンレス容器(103)の内側に電気絶縁体を挟んで＋電極板(104)を固着せしめ、その内側気体(105)として水素を封入せしめ、気体(105)の中程に-電極格子(106)を設置せしめ、ステンレス容器(103)に絶縁体スペーサ(108)を固着せしめて中央に未臨界量のNp金属球(109)を中心に位置せしめ、ステンレス容器(103)の外に出した＋電極端子(101)と-電極端子(102)に通電し＋電極板(104)と-電極格子(106)間で放電させ水素をプラズマ状態になし水素イオンをNp金属球(109)のNpに衝突させNpを破砕させ中性子を発生し残りの一部のNpをPu238に変換させ、この中性子と核分裂に伴い発生する中性子とによりPu238と残りのNpを核分裂消滅させることを特徴とする水素型Np消滅原子炉。
【請求項３】
未臨界質量のNpと臨界質量を超える微濃縮ウランにガドリニウムを添加して未臨界とした核物質を内蔵するステンレス容器の外から中性子発生器または核反応（アメリシウムとベリリウム）により高速中性子を照射して減速材により熱中性子となしてガドリニウムを消滅させ臨界超過となし、Npを核分裂消滅させることを特徴とするNp消滅原子炉。
【請求項４】
円筒耐熱容器(351)の中に溶融Np(354)を装荷し、円筒耐熱容器(351)の外に設置せる陽子加速器(352)で発生させた高速の陽子を円筒耐熱容器(351)を貫通せる陽子ビーム投入管(353) から溶融Np(354)のNpに衝突させNpを破砕し中性子を発生させ残りのNpの一部をPu238に変換させ、この中性子と核分裂に伴い発生する中性子とによりPu238と残りのNpを核分裂消滅させることを特徴とする陽子加速器型Np消滅炉(350)。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、マイナアクチニドを超高速に燃焼させる原子炉に関する。
【背景技術】
【０００２】
制御された核分裂連鎖反応を長期間持続することのできるようにウラニウム(U)やプルトニウム(Pu)といった核燃料と冷却材その他を配置した装置を原子炉という。
一般に原子炉は実効増倍係数(keff)を1.0に近い未臨界に近づけて、例えばkeff=0.999999999にして発生数の小さな外部中性子源（核分裂によらない自発中性子(SFN)やアルファ線(α線)との核反応で発生する中性子）で核分裂連鎖反応を長期間持続させて出力運転をするが、keffが0.98程度の未臨界原子炉(SR)でも強力な外部中性子源（S0）を供給すれば出力運転は続けられる。その一つに加速器を使った中性子発生器で発生された外部中性子源の補助を受けてSRが出力運転を維持する加速器駆動未臨界原子炉システム(ADS)（非特許文献１）が考えられている。
SRは、冷却材喪失が生じて反応度が上昇するようなことがあってもkeffが1.0以下に留まれば急激な出力上昇は避けられる。安全性が高いと考えられる。
【非特許文献１】：日本原子力産業会議、平尾泰男他編集「加速器工学ハンドブック」。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００３】
一般の原子炉に装荷して燃焼を終えた使用済核燃料(SF)の中のUやPu は軽水炉や高速炉で再利用するこことができる。SF中のネプツニウム(Np)やアメリシウム(Am)やキューリウム(Cm)といった殆どのMAは高速中性子によって核分裂を起こし易く、水等の減速材が少ない高速中性子が多い体系では100kg程度であれば臨界を越えてkeffは1.0以上になる。水等の減速材と一緒にした熱中性子が多い体系では臨界にならない。所謂、ボイド反応度係数が正の傾向を持つため冷却材が喪失した場合に事故になり易く、原子炉の安全性に問題があるとして再利用しにくい。
MAも核分裂性物質であることから大量に蓄積してくれば核拡散防止の観点から突然問題になってくることが考えられる。
MAは強いSFNやα線を長期間放射し続けるものが多く取り扱いが難しく、蓄積される一方である。長期管理貯蔵に多額の費用がかかる。MAを消滅させたい。
そこで、上記ADSにMAを装荷して消滅させようとする考えがあるが、コスト上の問題があると考えられる。
U235濃縮度が非常に高い高濃縮ウランまたはプルトニウム239(Pu239)の成分が非常に多い高純度のプルトニウムや爆燃速度の異なる2種類の爆薬からなる爆縮レンズまたは2段式軽ガス加速装置の助けを借りてMAを一気に爆発消滅させることも考えられるが、これ等を用意するには色々な規制があって実現しにくい。
【課題を解決するための手段】
【０００４】
MAは高速中性子によって核分裂をするから、MAの近傍に冷却材（多少なりとも減速作用がある）を置かずにMAのみを塊状として高速中性子により核分裂を持続させる。  
未臨界にある原子炉に強力なS0を照射することにより、原子炉中の核物質を変換して体系を臨界近傍状態にし核反応を持続させる。
原子炉からの発熱は、MAを包む容器の外の冷却材により除熱する。
塊状のMAを内蔵する容器と容器表面を冷却する冷却材を格納容器で内包する。
【発明の効果】
【０００５】
従来の原子炉容器には核燃料と冷却材が内包され互いに接していて相互作用を及ぼしていたが、本発明では容器の中には冷却材が装荷されていないため冷却材喪失による事故は軽減されると考えられる。
冷却材による中性子減速作用がないため核分裂で生じた高速中性子は減速されない。したがって、核分裂反応を起こす中性子エネルギー閾値が高いAm、Np、CmといったMAは高速中性子であれば核分裂をし核分裂反応が継続できる。
それ自身がSFNを放出するAmやCmは高い外部中性子源でもあるため未臨界でも核分裂反応が継続できる。AmやCmはα線も放出するが、α線はベリリウム(Be)やフッ素と反応して中性子を放出するから間接的な外部中性子源でもある。Npは中性子を吸収するとプルトニウム238(Pu238)になり、この物質はSFNやα線を放出するから間接的な外部中性子源でもある。
高温の核燃料に接して内包する被覆管がないため高温強度や腐食抑制の観点から冷却水温度の上限を低く設定する必要がなく高温にできて発電効率が上がる。冷却材がないため冷却材と核燃料、被覆管の相性は無関係であるため製造が容易である。かくして、MAを安価に消滅させることができるばかりでなく安価な電気も発生させることができる。
過度に核分裂反応が進んで容器が壊れればMAの塊はくずれて拡散するため、中性子はMAと反応することなく外部に漏洩する割合が高くなるためkeffの低下を齎し核分裂は抑制されるから安全性が高い。
【発明を実施するための最良の形態】
【０００６】
安全性を損なうことなく、MAを核分裂消滅させる安価な原子炉が提供できた。
【実施例１】
【０００７】
図1は本発明のMA消滅原子炉(50)の断面図である。ステンレス製等でできた頑丈な下部核反応容器(4)にはαn中性子反応器(10)を内蔵せる下部中性子反応器含有未臨界MA核燃料(3)を装荷し、上部核反応容器(2)にはαn中性子反応器(10)を内蔵せる上部中性子反応器含有未臨界MA核燃料(1)を装荷している。αn中性子反応器(10)はα線と核反応して中性子を放出するベリリウムやフッ素の単体または化合物箔からなるαn箔(11)をマグネシウムのような低融点金属被覆(12)で覆った。上下別々に保管しておけば未臨界であるため安全性が高い。運転時には上下を核反応容器結合帯(5)で結合し臨界に近い状態に近づける。U235を含有する反応調節ネジ棒(23)をモーターMで挿入し更に臨界に近づける。モータMは外部からの信号をアンテナ(24)で受信し内蔵せる電池で動く。
臨界に近づけばMA核燃料中のAmやCmからのSFNによりMAが活発に核分裂し、出力が上昇し発熱が高くなる。低融点金属被覆(12)が融けるとMAからのα線がαn箔(11)を照射して中性子が発生する。出力が更に高くなる。核分裂で生成された気体核分裂生成物(GFP)はフィルター付きGFP排出器(21)から外部に排出される。
簡素な構造で核反応が持続し、MAが核分裂消滅する原子炉である。
図2は本発明のMA消滅原子炉(50)によるMA発電システム(60)の概観図である。高温圧力容器(61)の中には高温水(64)とMA消滅原子炉(50)が内蔵されている。上部は水蒸気(65)となっている。低温圧力容器(62)は低温水(63)と高温圧力容器(61)を内蔵している。低温給水管(66)からの低温水が低温圧力容器(62)に入り、低温水入口(70)から高温圧力容器(61)に入り、MA消滅原子炉(50)により暖められて蒸気を発生し、高温圧力容器(61)の上部は水蒸気(65)が満ち、水蒸気管(67)を通ってタービンに行き発電機を回転させ電気を起こす。仕事を終えてタービンを出た水は、再び低温給水管(66)から低温圧力容器(62)に入る。MA消滅原子炉(50)で発生したGFPは気体排出口(69)から低温水(63)に排出され、外部脱気装置(68)から大気中に放出される。
簡素な原子炉で核反応を持続させ、MAを核分裂消滅させると同時に発電もする。地域暖房や都市ガス燃焼による冷房のように地域冷房もできる。
【実施例２】
【０００８】
MAに属するNpはそれ自身は自発中性子(SFN)もアルファ線(α線)も殆ど出さないが、中性子を吸収するとSFNとα線を放出するPu238になるため、原子炉で核燃料を燃焼させた後の再処理が困難である。したがって、核燃料にNpを添加して従来の原子炉で核分裂消滅させることは困難を伴う。図3は本発明のNp消滅原子炉(100)の断面図である。外周はステンレス容器(103)である。その内側に電気絶縁体を挟んで＋電極板(104)を固着せしめる。その内側に三フッ化硼素(BF3)からなる気体(105)を封入せしめておく。気体(105)の中程に-電極格子(106)を設置せしめてある。中央に未臨界量のNp金属球(109)を装荷せしめる。Np金属球(109)の表面にリチウム6が濃縮された濃縮リチウム(Li6)と重水素(D)の化合物であるLi6D(107)を含浸せしめてある。ステンレス容器(103)に絶縁体スペーサ(108)を固着せしめNp金属球(109)が中心に位置できるようにしている。-電極格子(106)は絶縁体スペーサ(108)により気体(105)の間に固定されている。ステンレス容器(103)の外に＋電極端子(101)と-電極端子(102)が出ている。
Np金属球(109)半径は臨界に近いが未臨界としているため、かつ、NpはSFNを殆ど放出しないため核分裂が生じ難く安全は保たれる。更に、Np金属球(109)表面のLi6D(107)のリチウム6は中性子吸収効果が高いため臨界から遠ざける役割をする。その上、気体(105)として中性子吸収作用の強いBF3が封入されているため安全性が高い。BF3気体を5硼酸ナトリウムの水溶液にすれば大きく臨界以下になる。
原子炉作動直前にBF3気体をBF3気体抽出管(111)から外に抜き代わりに重水素気体を重水素気体注入管(110)から注入する。＋電極端子(101)と-電極端子(102)に通電し＋電極板(104)と-電極格子(106)間で放電すると重水素がプラズマ状態になり重水素イオンが-電極格子(106)に向かい格子の間を通過してLi6D(107)の重水素(D)に衝突すると中性子を発生し、Li6はこの中性子を吸収しトリチウム(T)になる。余分な中性子はNpに吸収されるとPu238になる。Pu238は核分裂作用がNpよりも強いため臨界に近づく。通電し続けると高速大量の重水素のプラズマがTに衝突し大量の中性子を放出する。
Npが核分裂して発生した中性子によってからもNpがPu238に変換されるためPu238は急激に増加する。やがては臨界を大きく上回るようになりNp とPu238は爆発的に核分裂し続けて消滅する。核分裂がある程度活発になってもステンレス容器(103)が形状を壊すことなくＮｐを封じ込めれば核分裂は持続し続けることができる。
中性子発生は、＋電極板(104)と-電極格子(106)と重水素気体を密封容器に内封してステンレス容器(103)の外で実施してもよい。高速中性子は物質透過力が強いためステンレスを容易に通過することができる。
その他、Np金属球(109)の中心にLi6Dの球を装荷することによりNp金属球(109)の中心部における中性子不足を補いNpを効率よく核分裂させ消滅させることができる。
Npの臨界質量はPu239よりも大きいため爆発物としての危険性は小さいが核分裂しないわけではないため管理の必要があるが、未臨界量であれば規制は緩やかなものとなろう。原子炉にトリチウムを使用していないため放射性物質規制がない。本原子炉のような簡単な装置により安価に消滅処理ができる。
図3において、Li6D(107)を含浸させることなく、気体(105)へ重水素を充填する代わりに水素を充填し、直接Np金属球(109)に水素イオンを衝突させれば、一個の水素イオンはNpを破砕して約60個の中性子を発生させ残りの一部のNpをPu238に変換させ、この中性子と核分裂に伴い発生する中性子とによりPu238と残りのNpを核分裂消滅させることを特徴とする本発明の水素型Np消滅原子炉。
MA発電システム(60)においてMA消滅原子炉(50)の代わりにNp消滅原子炉(100)を装荷すればNpを単に消滅させることなく発電させることができてNpの有効利用になる。
【実施例３】
【０００９】
図4は本発明の微濃縮ウラン引金型Np消滅原子炉(200)の断面図である。ステンレス円筒(204)の中に未臨界量のNp金属円柱(205)を装荷し、そこにU235量は臨界質量を上回るがガドリニウムを添加することにより未臨界になっているガドリニウム添加微濃縮ウラン金属円柱(206)を密着させ、ジルカロイ円柱(213)をステンレス円筒(204)に焼き嵌て密封する。Np金属円柱(205)を取り囲むようにステンレス円筒(204)の周囲にベリリウム箔1(203)とアルミニウム箔1(202)とアメリシウム箔1(201)を配置する。アルミニウム箔1(202)には電極端子1(211)を付帯せしめてある。作動開始時に、ジルカロイ円柱(213)にポリエチレンや水素化ジルコニウムや炭素や水充填ポリエチレンタンクのような減速材(207)を隣接させ、これにベリリウム箔2(208)とアルミニウム箔2(209)とアメリシウム箔2(210)を配置する。アルミニウム箔2(209)には電極端子2(212)を付帯せしめてある。
電極端子1(211)に通電することによりアルミニウム箔1(202)を消滅除去すると、アメリシウム箔1(201)からのα線がベリリウム箔1(203)に作用して高速中性子を発生させる。高速中性子はステンレス円筒(204)を減速しながら貫通して中速中性子となってNp金属円柱(205)に至りNpをPu238に変換させる。Pu238はPu239程度の核分裂し易い核物質であるため未臨界だったNp金属円柱(205)は臨界に近づいていく。Np金属円柱(205)が充分臨界に近づいた時点で電極端子2(212)に通電することによりアルミニウム箔2(209)を消滅除去すると、アメリシウム箔2(210)からのα線がベリリウム箔2(208)に作用して高速中性子を発生させる。高速中性子は減速材(207)により熱中性子に減速され、熱中性子吸収作用の弱いジルコニウム合金製のジルカロイ円柱(213)を貫通してガドリニウム添加微濃縮ウラン金属円柱(206)に至る。ガドリニウムの同位体の内ガドリニウム155(Gd155)とガドリニウム157(Gd157)はU235に比べて熱中性子吸収断面積が非常に大きく、かつ中性子を吸収すると中性子吸収断面積がU235に比べて非常に小さくなるため熱中性子照射を受けると急激にGd155とGd157は消滅する。微濃縮ウランの主成分であるウラン238(U238)は熱中性子吸収作用が弱いため熱中性子の大部分はU235と作用して持続的に核分裂を続けさせることができて臨界を越えるようになる。核分裂により発生した大量の高速中性子はNpとPu238を核分裂させ、これにより発生した中性子の一部はNpを更にPu238に変換させるため臨界を大きく上回るようになりNpは急激に核分裂を増大させやがては消滅する。ステンレス円筒(204)容器が充分頑丈であれば破裂することがなくNp金属円柱(205)は四散することなく核分裂を充分長く持続する。
α線放出物質としては、アメリシウムの代わりにラジウム、ポロニウム、ラドン、Pu238を使うことも考えられる。α線により中性子を放出する物質としてはフッ素を使うことも考えられる。アルミニウムの代替品としてはマグネシウムでもよい。
MA発電システム(60)においてMA消滅原子炉(50)の代わりに微濃縮ウラン引金型Np消滅原子炉(200)を装荷すればNpを単に消滅させることなく発電させることができてNpの有効利用になる。
【実施例４】
【００１０】
図5は本発明の中性子発生器型Np消滅原子炉(250)の断面図である。図4の微濃縮ウラン引金型Np消滅原子炉(200)において中性子発生源としてアメリシウムとベリリウムを使ったが、本発明は中性子発生器を用いた例である。作動開始時に減速材(207)をガドリニウム添加微濃縮ウラン金属円柱(206)に隣接させる。中性子発生器1(251)からの中性子によりNpの一部をPu238に変換し未臨界量のNpからなるNp金属円柱(205)を臨界に近づける。次に中性子発生器2(252)により中性子を発生させる。
中性子発生器には、電子加速器による高速電子をタングステンに照射して中性子を発生させるものや高周波四重極(RFQ)型陽子線形加速器による高速陽子をリチウムに照射して中性子を発生させるもの等がある。最近では、高周波特性のよい圧電セラミックで高周波を発生させる小型の中性子発生器が考えられている。中性子発生器は、癌等の腫瘍治療にも使われようとしている。医療用の他にも地雷探知用のもの（非特許文献3）がある。加速器を使わない中性子発生器にはレーザを用いたもの、プラズマを用いたものがある(非特許文献2)。
中性子発生器は発生中性子の数、エネルギー、タイミングを制御し易い。また、アメリシウムとベリリウムには色々な規制があるが、中性子発生器には規制が比較的少なく装置を作り易い。
MA発電システム(60)においてMA消滅原子炉(50)の代わりに中性子発生器型Np消滅原子炉(250)を装荷すればNpを単に消滅させることなく発電させることができてNpの有効利用になる。
【実施例５】
【００１１】
図6は本発明の減速材内蔵微濃縮ウラン型Np消滅原子炉(300)の断面図である。中性子発生器(301)からの高速中性子はステンレス容器(302)を貫通し臨界質量を若干下回るNp球殻(303)に至る。高速中性子の一部はNpを核分裂させ、一部はNpをPu238に変換し、ほんの一部は外部に漏洩し、残りの大部分は中速中性子となって臨界質量を下回る量のU235からなる微濃縮ウラン球殻(304)に至る。中速中性子の一部はU235を核分裂させ、残りの大部分はU238の共鳴吸収を逃れて（U238は塊状であるため自己遮蔽により中速中性子の吸収は弱められる）、U235量は臨界質量を上回るがガドリニウムを添加することにより未臨界になっているガドリニウム添加水素化微濃縮ウラン球(305)に至る。中速中性子は水素により減速され熱中性子となりガドリニウムに吸収されるが熱吸収断面積の大きいガドリニウムの同位元素が消滅するとU235を核分裂させる。U235の核分裂により発生する大量の高速中性子は微濃縮ウラン球殻(304)に流れて激しく核分裂をさせ更に大量の高速中性子を発生させる。大量の高速中性子はNp球殻(303)に流れ出てNpをPu238に変換させるため臨界質量を若干下回るNp球殻(303)は臨界を越えるようになる。U235からの大量の高速中性子により連鎖反応が急激に進みNpは急激に消滅する。ステンレス容器(302)が頑丈であるため形状を崩すことなく臨界を大きく上回ることになりNpは爆発的に核分裂消滅する。
ガドリニウム添加水素化微濃縮ウラン球(305)と微濃縮ウラン球殻(304)の配列は上記例と逆にしても可能であるが、Npが高速中性子によって核分裂をし易いことを考えると図6で示した配置の方が勝る。アメリシウム箔は、原子炉作動直前に敷設するのがよい。アメリシウムよりも強力なSFNやα線を放出するPu238をアメリシウムの代わりに用いる場合は、α線遮蔽体としてアルミニウムの代わりに炭化硼素板とすればよい。
緊急時原子炉停止装置としては、中性子を吸収する性質があるヘリウム3(He3)をビームとして原子炉に照射する。ただし、He3は寿命が短い。そこで、He3の生成蓄積のためにLi6を内封する容器を炉心の外に設置する。原子炉から漏洩してくる中性子をLi6が吸収するとトリチウム(T)とヘリウム4になる。Tはベータ崩壊してHe3になる。He3は原子炉から漏洩してくる中性子を吸収してTとプロトンになる。結局、Li6を内封する容器にはHe3とTとが存在するようになる。緊急停止を要する時に、このHe3を加速器から原子炉にビームとして照射すればよい。
MA以外でもSFN やα線を放出するPu240とPu242成分を多く含むPuも核分裂消滅させることができる。
【非特許文献２】電気書院(1996)、電子技術総合研究所、谷本著「プラズマ」
【非特許文献３】日本原子力学会誌,Vol47,No11(2005)、 研究専門委員会報告「過搬・簡易放電型核融合中性子・陽子源」
【実施例６】
【００１２】
図7は本発明の陽子加速器型Np消滅炉(350)の概観図である。円筒耐熱容器(351)の中には、Npが溶融している溶融Np(354)と、外表面が冷却材により冷えている円筒耐熱容器(351)の内側に固着し固体となっている固着Np(355)がある。円筒耐熱容器(351)の外にある陽子加速器(352)で発生した高速の陽子が、円筒耐熱容器(351)を貫通している陽子ビーム投入管(353)から溶融Np(354)に衝突し、Npを破砕させる。陽子1個当たり約60個の中性子が発生する。この中性子は残りの一部のNpをPu238に変換する。この中性子と核分裂に伴い発生する中性子とによりPu238と残りのNpを核分裂消滅させる。重水素のような特殊物質を使わないため規制が少なくNpを安価に核分裂消滅させることができる。      
本原子炉に別途設けた制御棒により未臨界を保つことができる。未臨界の原子炉であるため暴走の恐れが小さく安全性が高い。
【産業上の利用可能性】
【００１３】
本発明により、使用済み核燃料の処分において扱い難かったMAを安価に核分裂消滅させることができるばかりでなく、発電などにも有効に利用できる。特に、MAも核分裂性物質であることから大量に蓄積してくれば核拡散防止の観点から突然問題になってくることが考えられる。その時、本発明を使えば早期に、安価に消滅させることができる。
図７の実施例であれば、Npの代わりに天然ウランでもよく、天然ウランから変換されるPu239は核分裂しやすいため、濃縮ウラン不要の原子炉となる。したがって、海水中に含まれるウランを回収すれば無尽蔵のエネルギーを獲得できる。海水中から重水を回収して発電する核融合発電が本格化すればウランも安価に回収されるため原子力発電も安価になる。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】は本発明のMA消滅原子炉の概観図である。
【図２】は本発明のMA発電システムの概観図である。
【図３】は本発明のNp消滅原子炉のの断面図である。
【図４】は本発明の微濃縮ウラン引金型Np消滅原子炉の概観図である。
【図５】は本発明の中性子発生器型Np消滅原子炉の概観図である。
【図６】は本発明の減速材内蔵微濃縮ウラン型Np消滅原子炉の概観図である。
【図７】は本発明の陽子加速器型Np消滅炉(350)の概観図である。
【符号の説明】
【００１５】
1は上部中性子反応器含有未臨界MA核燃料。
2は上部核反応容器。
3は下部中性子反応器含有未臨界MA核燃料。
4は下部核反応容器。
5は核反応容器結合帯。
10はαｎ中性子反応器。
11はαｎ箔。
12は低融点金属被覆。
21はフィルター付きGFPガス排出器。
23は反応調節ネジ棒。
24はアンテナ。
50はMA消滅原子炉。
60はMA発電システム。
61は高温圧力容器。
62は低温圧力容器。
63は低温水。
64は高温水。
65は水蒸気。
66は低温給水管。
67は水蒸気管。
68は外部脱気装置。
69は気体排出口。
70は低温水入口。
100はNp消滅原子炉。
101は＋電極端子。
102は-電極端子。
103はステンレス容器。
104は+電極板。
105は気体。
106は-電極格子。
107はLi6D。
108は絶縁体スペーサ。
109はNp金属球。
110は重水素気体注入管。
111はBF3気体抽出管。
200は微濃縮ウラン引金型Np消滅原子炉。
201はアメリシウム箔1。
202はアルミニウム箔1。
203はベリリウム箔1。
204はステンレス円筒。
205はNp金属円柱。
206はガドリニウム添加微濃縮ウラン金属円柱。
207は減速材。
208はベリリウム箔2。
209はアルミニウム箔2。
210はアメリシウム箔2。
211は電極端子1。
212は電極端子2。
213はジルカロイ円柱。
250は中性子発生器型Np消滅原子炉。
251は中性子発生器1。
252は中性子発生器2。
300は減速材内蔵微濃縮ウラン型Np消滅原子炉。
301は中性子発生器。
302はステンレス容器。
303はNp球殻。
304は微濃縮ウラン球殻。
305はガドリニウム添加水素化微濃縮ウラン球。
350は陽子加速器型Np消滅炉。
351は円筒耐熱容器。
352は陽子加速器。
353は陽子ビーム投入管。
354は溶融Np。
355は固着Np。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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