(57)【要約】【課題】Pu240やPu242を含む使用済み核燃料を低コストで安全に消滅させたい。【解決手段】核燃料と冷却材とを分離し、核燃料は溶融状態にする。中性子吸収触手の開閉で出力制御をする。【選択図】図２
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
高温の溶融核燃料(44)と核分裂生成物気体(FP)を含む気体雰囲気(42)が存在している核燃料容器(43)を納める耐圧冷却材容器(71)と核燃料容器(43)の間には断熱材隔壁(55)を設け冷却水(53)と二相流水(56)を分け、核燃料容器(43)の上には溶融核燃料(44)の熱を蒸気(52)に伝える中性子吸収材からなる中性子吸収材伝熱フィン(41)を設け、中性子反射材でできた制御棒案内管(32)の中を通り制御棒駆動機構兼FP排気機構(31)のモータ(M)による上下操作により開閉される中性子吸収触手(33)により出力制御することを特徴とする冷却材分離型溶融核燃料原子炉。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、使用済み核燃料を安全に廉価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) やマイナアクチニド(MA)といった核燃料と冷却材とその他を配置した装置を原子炉という。
原子炉の種類には色々あるが微濃縮ウランまたは微濃縮ウランにプルトニウムを混合した核燃料を発熱源とし軽水を冷却材とした軽水型原子炉（加圧水型原子炉(PWR)と沸騰水型原子炉(BWR)）が主流である。
図１は従来の沸騰水型原子力発電装置の概観図である。原子炉圧力容器（１）の中には発熱源である固体核燃料棒（２）と反応を制御する制御棒（３）が装荷されている。固体核燃料棒（２）で発生した熱は、給水ポンプ（４）により原子炉圧力容器（１）の中に入ってきた液体水に伝達され、高温になった水は飽和蒸気となってタービン（５）を回転させる。回転運動は発電機（６）に伝えられ電気を発生する。出力制御は駆動モーターMにより制御棒（３）を上下させることにより中性子吸収量をかえることにより実施する。タービン（５）を出た低温低圧の蒸気は復水器（７）を通って液体の水になり給水ポンプ（４）に行く。
【特許文献１】：昭61-37591、「核燃料集合体」。
【非特許文献１】：コロナ社、著者都甲「原子動力」１１７、１２０頁。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００３】
ウラン(U)の酸化物(UOX)を核燃料とした軽水型原子炉からの使用済みとなった核燃料集合体から気体廃棄物や被覆管等の個体廃棄物を除去した使用済み核燃料(SF)の中のUはウラン235(U235)の他にウラン234(U234)やウラン236(U236)を含む劣性ウラン(DU)である。U234やU236は、熱中性子主体の軽水炉で再使用するには核分裂の妨げとなる。SFの中のプルトニウム(Pu) を熱中性子主体の軽水炉で繰り返し使用することは困難である。Puの同位元素であるプルトニウム240(Pu240)やプルトニウム242(Pu242)の含有量が多くなった謂わば劣化プルトニウム(DPu)は熱中性子主体の軽水炉で使用するには核分裂の妨げとなる。
DUやDPuは高速中性子によって核分裂をするが、ボイド反応度係数が正になる傾向が高いため安全性に問題がある。ボイド反応度係数を負にするため色々な工夫がなされている所である。
MAもDPuと同様に高速中性子によって核分裂をするが、ボイド反応度係数が正になる傾向が高いため安全性に問題がある。
DUやDPuやMAは蓄積されていく一方である。結局、SFを燃焼消滅させねばならない。
【課題を解決するための手段】
【０００４】
SFは熱中性子に対しては核分裂しないが高速中性子に対しては核分裂をする。水のような冷却材は高速中性子を減速させる作用があるから、SFの近くに冷却材が少なければ高速中性子主体の原子炉になり得る。SFからの除熱はSFを溶融金属の形にすればSF自身が冷却材の役目もする。
安全性の観点からボイド反応度係数を負もしくは非常に小さな値にすれば出力の急上昇はないが、もっと確実に実効増倍係数keffが上昇するような事象が生じ難いように冷却材と核燃料とを分離する。
【発明の効果】
【０００５】
従来は核燃料と冷却材が接していて相互作用を及ぼしていた。その結果、核燃料を保護するため冷却水温度の上限を低く設定せざるをえなかった。本発明では核燃料と冷却材は分離したため、核燃料を融点以上の高温にすることができるため高温蒸気を得ることができてエネルギー効率が上がり、発電コストが低下する。
本発明では被覆管が不要でコストが下がる。
中性子減速作用のある冷却材が核燃料に接していないため核分裂エネルギー閾値が高いPu242またはPu240でも高速中性子により充分核分裂を継続できる。
【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かつ、発電コストを大幅に上げることもなくDuやDPuやMA
を燃焼消滅させる原子炉が提供できた。
【実施例１】
【０００７】
図２は本発明の冷却材分離型溶融核燃料原子炉の運転時における概観図である。核燃料容器(43)の中にUやDPuやMAを鉄やジルコニウムと混合して融点が低くなった液体上の高温の溶融核燃料(44)と核分裂生成物気体(FP)を含む気体雰囲気(42)が存在している。核燃料容器(43)は耐圧冷却材容器(71)の中に納められている。核燃料容器(43)と耐圧冷却材容器(71)の間には断熱材隔壁(55)があって冷却水(53)と二相流水(56)を分けている。給水管(60)から冷却水(53)領域に入ってきた水は、断熱材隔壁(55)底部から実線矢印のように流れて二相流水(56)領域に入り、核燃料容器(43)の壁を介して溶融核燃料(44)から熱を吸収して上部に流れ破線開き矢印のように流れて蒸気(52)領域に出る。蒸気(52)は中性子吸収材伝熱フィン(41)から更に熱を吸収して蒸気管(51)からタービンへ出て行く。中性子吸収材伝熱フィン(41)は核燃料容器(43)を貫通して溶融核燃料液面(45)に至り溶融核燃料(44)からの熱を蒸気(52)に伝える。本原子炉の出力制御はハフニウムや焼結炭化硼素でできた中性子吸収触手(33)の開閉により実施する。通常運転時には中性子吸収触手(33)は中性子反射材でできた制御棒案内管(32)の中に閉じていて表面積が小さいため中性子吸収効果は小さい。制御棒案内管(32)は鉄やジルコニウムの中性子反射材でできているため、中性子は中性子吸収触手(33)に至らず溶融核燃料(44)の中に反射される。多数本の中性子吸収触手(33)は束ねられて制御棒案内管(32)の中を通って制御棒駆動機構兼FP排気機構(31)のモータ(M)により上下操作されることにより開閉される。気体雰囲気(42)の中のFPは制御棒駆動機構兼FP排気機構(31)により外部に排気される。冷却水(53)は中性子反射材の役目もする。
給水管(60)からの水が止まるような事象が生じると、図3に示すようになる。冷却水液面(54)が下がり中性子を反射させることが少なくなるため核燃料容器(43)から中性子は多く漏洩するため核燃料の反応が低下し出力を下げる。一方、水位の低下はニ相流水(56)の低下を齎し核燃料容器(43)からの除熱が下がることになるから、溶融核燃料(44)の温度は上昇し溶融核燃料(44)の体積は増え、溶融核燃料(44)の密度は減少し核燃料の反応が低下し出力を下げる。溶融核燃料(44)の体積増加は溶融核燃料液面(45)の液位上昇をも齎し中性子漏洩が増え核燃料の反応が低下し出力を下げる。更に、中性子吸収材でできた中性子吸収材伝熱フィン(41)の先端は溶融核燃料(44)の中に没し中性子を吸収するため核燃料の反応が低下し出力を下げる。中性子吸収材伝熱フィン(41)の代替としてヒートパイプによる除熱も有望である。制御棒駆動機構兼FP排気機構(31)のモータ(M)により中性子吸収触手(33)が制御棒案内管(32)から押し出されると広がり表面積が増えるため中性子吸収作用が強まり核燃料の反応が低下し出力を下げる。
非常時給水管(131)からの注水により核燃料容器(43)壁の健全性は保たれるが、万一、核燃料容器(43)壁が破れても溶融核燃料(44)は耐圧冷却材容器(71)の中に分散されるため核燃料の反応は更に低下し出力も更に低下し、耐圧冷却材容器(71)の広い壁は熱を吸収する。
タービン停止の場合には蒸気が３方弁等により復水器(7)に自動的に流れるようにしておけば耐圧冷却材容器(71)の中の蒸気圧力が過度に上昇することはない。
【産業上の利用可能性】
【０００８】
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DUやDPuやMAを有効に利用消滅できるようになる。最終処分地の問題も軽減される。強いては発電コスト低減になる。
【図面の簡単な説明】
【０００９】
【図１】は従来の沸騰水型原子力発電装置の概観図である。
【図２】は本発明の冷却材分離型溶融核燃料原子炉の運転時における概観図である。
【図３】は冷却材分離型溶融核燃料原子炉の事故時の状況での概観図である。
【符号の説明】
【００１０】
１は原子炉圧力容器。
２は固体核燃料棒。
３は制御棒。
４は給水ポンプ。
５はタービン。
６は発電機。
７は復水器。
３１は制御棒駆動機構兼FP排気機構。
３２は制御棒案内管。
３３は中性子吸収触手。
４１は中性子吸収材伝熱フィン。
４２は気体雰囲気。
４３は核燃料容器。
４４は溶融核燃料。
４５は溶融核燃料液面。
５１は蒸気管。
５２は蒸気。
５３は冷却水。
５４は冷却水液面。
５５は断熱材隔壁。
５６はニ相流水。
６０は給水管。
７１は耐圧冷却材容器。
１３１は非常時吸収管。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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