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公開番号2025041344
公報種別公開特許公報(A)
公開日2025-03-26
出願番号2023148573
出願日2023-09-13
発明の名称金属製軽水炉使用済核燃料増殖原子炉
出願人個人
代理人
主分類G21C 1/00 20180101AFI20250318BHJP(核物理;核工学)
要約【課題】累積する軽水炉使用済核燃料から長期間のエネルギーを確保できる原子炉を提供する。
【解決手段】出力密度が小さく、しかもボイド反応度係数がゼロの原子炉で発電する。固有の安全性は、出力規模を下げればいくらでも上がる。冷却材が喪失しても、空気や窒素で冷却可能であるようにする。酸化物軽水炉使用済核燃料を金属化した金属製軽水炉使用済核燃料(10)を使う。
【選択図】図3
特許請求の範囲【請求項１】
軽水炉使用済核燃料金属化増殖原子炉は、核燃料容器（１００）と、前記核燃料容器（１００）内側を流れる中性子減速作用低冷却材（２２０）と、前期核燃料容器（１００）上面に敷設せる多数の制御反射体（１１０）を放射線遮蔽容器（２００）に格納してなり、
中性子減速作用低冷却材（２２０）は重希ガスまたは低融点重金属の液体であり、
核燃料容器（１００）は扁平密封容器（１２００）を多数格子状に敷設してなり、
扁平密封容器（１２００）はステンレス製の密封容器（１０００）に酸化物軽水炉使用済核燃料を金属化した金属製軽水炉使用済核燃料（１０）を内蔵し、
密封容器（１０００）上部に密閉円筒（１１００）を敷設し、金属製軽水炉使用済核燃料（１０）の液化膨張を許容し、
前記密封容器（１０００）の底面には底面中性子反射体（２２１）が固着されており、外周に配置せる前記密封容器（１０００）の外側側面には側面中性子反射体（２２２）が固着されていることを特徴とする軽水炉使用済核燃料金属化増殖原子炉。
続きを表示（約 99 文字）【請求項２】
請求項1の金属製軽水炉使用済核燃料（１０）寸法は、縦横寸法がそれぞれ17cmであり、厚さが17cm以下であることを特徴とする限定的軽水炉使用済核燃料金属化増殖原子炉。

発明の詳細な説明【技術分野】
【０００１】
本発明は軽水炉使用済核燃料の燃焼に係る。
続きを表示（約 3,900 文字）【背景技術】
【０００２】
安全性が高いと称して、減速材とヘリウムによる熱中性子により濃縮ウランを使用する原子炉の開発が進んでいるようだ。これ等は使用済核燃料の取り扱いについては触れていない。累積する使用済核燃料を更に増やそうとしているように見受けられる。使用済み核燃料の再処理は軽水炉程度で済んでも、最終処分場の問題解決にはならない。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００３】
軽水炉使用済核燃料が途方もなく累積している。軽水炉使用済核燃料の主な組成は、プルトニウム富化度は約1wt%、ウラン235の濃縮度は約0.5wt%程度である。何時、どの原子炉に装荷するかが具体的に決まっていないので再処理されずにいる。更に、酸化物である軽水炉使用済核燃料が再処理技術にも確固たるものはない。
金属製核燃料の再処理は軍事的観点から経験がありそうである。
近年の乾式再処理は進展があり、酸化物を金属にすることはできそうである。
図1は、金属製ウラン２３８の反射体なし最小臨界質量が約100kg(U235では22.8kg,Pu239では5.6kg)であることを元に推計した、中性子漏洩無しにおける金属製ウラン238を燃焼させた場合の主な組成に関わる燃焼挙動である。図2は図1を元にした無限増倍係数に関わる燃焼挙動である。
図１、図２を見ると、金属にした軽水炉使用済核燃料は、大量に集めれば中性子漏洩が少なくなるから臨界以上になり燃焼が可能そうである。軽水炉使用済核燃料はプルトニウム富化度が約1wt%、ウラン235の濃縮度が約0.5wt%程度含有するから臨界は可能だろう。
兵器級プルトニウムの富化度は運搬手段の観点から90wt%以上になっている。フィズルの観点からプルトニウム240を減らす意味からも兵器級プルトニウムの富化度は90wt%以上が求められている。
図１ではPu240割合がほとんどない。したがって、フィズルは考慮しなくてよい。短時間で臨界を大きく上回る必要がない。Pu239富化度を大きく高める必要もない。
燃焼度が高くなっていくと核分裂生成物の蓄積が顕著になり無駄に中性子が吸収されるため、無限増倍係数が下がってくるはずであるが、図１、図２では核分裂生成物の蓄積は無視した。キセノンやサマリウムは低速中性子では問題になるが高速中性子では問題にならないだろう。白金族やハフニウムの高速中性子吸収は問題になるだろう。両図の値は大まかな計算結果であるが、核計算コードSRACの計算で検証可能である。
なお、図2と同じようにしてPu239が100%だとすると、燃焼が進むとPu239は減少するがPu240、241,242が増大しkinf (中性子減速なし１群。核分裂生成物考慮せず)は燃焼による変化がほとんどない。kinfは大きいままである。
【課題を解決するための手段】
【０００４】
手段1は軽水炉使用済核燃料金属化増殖原子炉である。
軽水炉使用済核燃料金属化増殖原子炉は、核燃料容器（１００）と、前記核燃料容器（１００）内側を流れる中性子減速作用低冷却材（２２０）と、前期核燃料容器（１００）上面に敷設せる多数の制御反射体（１１０）を放射線遮蔽容器（２００）に格納してなる。
中性子減速作用低冷却材（２２０）は重希ガスまたは低融点重金属の液体である。
核燃料容器（１００）は扁平密封容器（１２００）を多数格子状に敷設してなる。
扁平密封容器（１２００）はステンレス製の密封容器（１０００）に酸化物軽水炉使用済核燃料を金属化した金属製軽水炉使用済核燃料（１０）を内蔵している。
密封容器（１０００）上部に密閉円筒（１１００）を敷設し、金属製軽水炉使用済核燃料（１０）の液化膨張を許容する。
前記密封容器（１０００）の底面には底面中性子反射体（２２１）が固着されており、外周に配置せる前記密封容器（１０００）の外側側面には側面中性子反射体（２２２）が固着されている。
【０００５】
重希ガスとは、ヘリウムを除く希ガスである。キセノン、アルゴン、クリプトン、キセノンがある。ヘリウムに比べて中性子減速作用が低い（特許文献1）。
低融点重金属とは、融点が低い質量が大きい金属である。ガリウム、錫、鉛、ビスマス等がある。中性子減速作用が非常に低い。
ドーム球場のドームの中に置く。頑丈さでなく体積で安全性を高める。
希ガスは殆ど放射化しないから、外界に漏洩しても問題ンあらない。
放出される気体核分裂生成物の放射線放出寿命は比較的短い。常時フィルターでろ過し外界に放出すれば、事故時に気体核分裂生成物を大量に外界に放出することがない。
特願2023-131719
【０００６】
手段２は限定的軽水炉使用済核燃料金属化増殖原子炉である。
手段1の金属製軽水炉使用済核燃料（１０）寸法は、縦横寸法がそれぞれ17cmであり、厚さが17cm以下である。
裸の状態ではないので中性子漏洩は抑制されている。したがって、臨界状態は確保できる。
【発明の効果】
【０００７】
本発明の原子炉は、原理的にPu240の蓄積が少ない。
Pu240はPu239が少なければ生成されにくい。生成されてもPu240は核分裂してしまう。
使用済み核燃料になってもフィズルの心配なく、取り扱える。
最終処分場は不要で、かつ、軽水炉使用済核燃料を有効利用しながら減らすことが
できる。
軽水炉使用済核燃料の大量にあるU238を金属にして有効に消滅処分できる。
酸化物軽水炉使用済核燃料を再処理して金属化した金属製軽水炉使用済核燃料（１０）に、鉄族や白金族といった重い元素が含有していても臨界、燃焼にはさしたる支障がない。再処理では軽金属除去を重視する。
最終処分場は不要である。中間貯蔵所候補選定に手を挙げる自治体が続出する。過疎地拡大抑制に歯止めがかかる。
【発明を実施するための最良の形態】
【０００８】
軽水炉使用済核燃料を燃焼させる原子炉を提供できた。使用済核燃料の処分が期待できる。
【実施例】
【０００９】
実施例１は軽水炉使用済核燃料金属化増殖原子炉である。
図３は軽水炉使用済核燃料金属化増殖原子炉の外観図である。
核燃料容器（１００）は下記扁平密封容器（１２００）を多数格子状に敷設してなる。
扁平密封容器（１２００）はステンレス製の密封容器（１０００）に酸化物軽水炉使用済核燃料を金属化した金属製軽水炉使用済核燃料（１０）を内蔵している。
前記密封容器（１０００）の底面には底面中性子反射体（２２１）が固着されており、外周に配置せる前記密封容器（１０００）の外側側面には側面中性子反射体（２２２）が固着されている。
核燃料容器（１００）の中を重希ガスまたは低融点重金属の液体といった中性子減速作用低冷却材（２２０）が流れる。
核燃料容器（１００）上面に多数の制御反射体（１１０）を敷設する。
核燃料容器（１００）と制御反射体（１１０）は放射線遮蔽容器（２００）に格納してなる。
金属製軽水炉使用済核燃料（１０）の平面方向に漏洩する中性子は隣接する密封容器（１０００）に内蔵する金属製軽水炉使用済核燃料（１０）の間を互いに行き来することができるから、実効的には平面方向の中性子漏洩はない。
密封容器（１０００）の上部に下端開上端閉の密閉円筒（１１００）を敷設する。金属製軽水炉使用済核燃料（１０）が溶融して膨張した分を貯める。
核燃料容器（１００）には冷却材挿入管が接続されていて核燃料容器（１００）に中性子減速作用低冷却材（２２０）が流入する。
【００１０】
扁平密封容器（１２００）の上面、底面中性子反射体（２２１）の底面を流れる中性子減速作用低冷却材（２２０）が金属製軽水炉使用済核燃料（１０）からの熱を受熱する。
受熱して高温になった冷却材は、核燃料容器（１００）に接続された冷却材排出管から放射線遮蔽容器（２００）を貫通し外部に設置してある発電装置に至る。
発電装置で仕事を終えて低温になった冷却材は、放射線遮蔽容器（２００）を通って冷却材挿入管から核燃料容器（１００）に入る。
制御反射体（１１０）は、電気絶縁被覆電線を何重にもコイル状に巻いて、その中に可動中性子反射材鉄芯を通してなる。
臨界以上になりそうなら、可動中性子反射材鉄芯を核燃料容器（１００）表面に沿って引き抜き、金属製軽水炉使用済核燃料（１０）から漏洩した中性子を放射線遮蔽容器（２００）に吸収させる。
未臨界になりそうなら、可動中性子反射材鉄芯を核燃料容器（１００）表面に沿って挿入し、金属製軽水炉使用済核燃料（１０）から漏洩した中性子を可動中性子反射材鉄芯で反射させて、金属製軽水炉使用済核燃料（１０）に戻して臨界を保つ。
核燃料容器（１００）上面は着脱可能である。
（【００１１】以降は省略されています）

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