JP2012047531A

JP2012047531A - 熔融塩炉による発電システム

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Publication number: JP2012047531A
Application number: JP2010188384A
Authority: JP
Inventors: Kazuo Furukawa; 和男古川
Original assignee: International Thorium Energy & Molten-Salt Technology Inc
Current assignee: International Thorium Energy & Molten-Salt Technology Inc
Priority date: 2010-08-25
Filing date: 2010-08-25
Publication date: 2012-03-08

Abstract

【課題】高効率化の熔融塩炉によるトリウムからの核反応エネルギーを利用した発電システムを提供する。
【解決手段】内部に減速材が配置されると共に、核反応性物質が溶解された燃料熔融塩が流れて核反応が行われる炉１０と、炉にそれぞれ設けられた熔融塩出口４２と熔融塩入口４０との間で燃料熔融塩を移動させるポンプ１６と、熔融塩出口４２から流出された燃料熔融塩からの熱を除熱する熱交換器１４と、前記除熱した熱エネルギーによってタービンを駆動して発電を行う蒸気タービン２２と、熔融塩出口４２における燃料熔融塩の炉出口温度が７３０〜８００℃の一定温度となるように、ポンプ１６によって循環させる熔融塩の流量を制御する制御器２６と、を備える。
【選択図】図１

Description

本発明は、核反応エネルギーを利用した熔融塩炉による高効率の発電システムに関する。

近年、電気自動車の普及やコンピューターのサーバー向けなどに安全かつ１〜２万ｋＷ程度の出力を有する発電炉が世界的に求められているが、既存の発電炉においてはそれぞれに問題がある。即ち、火力発電所では排気ガスの処理に、太陽光発電や風力発電では安定な電力供給に、水力発電では水の少ない地域とか水位を確保できない地域など地域性の制約に、固体核燃料を用いた原子力発電では安全性・核拡散抵抗性・核廃棄物処理などや低い発電効率に、それぞれ難がある。

原子力発電においては、実用化には至っていないが、基礎研究が十分になされて工業的に発電が可能な魅力的な発電炉がある。それは従来のウラン固体核燃料とは全く異なった核反応を利用したトリウムからの核反応エネルギーを利用した熔融塩炉であり、その原理は以下の通りである。

天然のトリウム２３２には核分裂性がないが、中性子を１個吸収すると核分裂性のウラン２３３に変換することができる。しかもこれらを弗化物の形にして、^７ＬｉＦ−ＢｅＦ_２の熔融塩に溶解させることで、核兵器に転用される心配もなければ、固体核燃料に見られるような炉心熔融のおそれもなく、安全にエネルギーを得ることができる(非特許文献１)。また、核燃料としてウラン２３３の代わりに処理に困っている使用済み核燃料ウラン２３５やプルトニウムも用いることができ、これら使用済み核燃料を安全に焼却、消滅させることができる。また、この炉を発電炉としたときの出力は発電効率も高く、巾広く選べるが、例えば、５〜２５万ｋＷ程度の小型炉と０．２〜２万ｋＷ程度の超小型炉が得られることが知られている（特許文献１、２）。このうち、特許文献１で示される小型炉は「ＦＵＪＩ」と、特許文献２で示される超小型炉は「ｍｉｎｉＦＵＪＩ」という名称が名づけられている。

特公平５−６２７１４号公報特公平８−２７３６３号公報

古川和男著、「「原発」革命」、株式会社文藝春秋、２００１年８月２０日（インターネット＜URL:http://www.ithems.jp/e_books.html＞）

これら特許文献１，２で示される炉は、燃料熔融塩の炉入口温度と炉出口温度が各々５６０℃、７００℃であり、水蒸気温度５９３℃で約４３％の発電効率を得る性能のものであった。

しかるに発電炉であるからには炉出口温度はできるだけ高くするのが好ましい。発電効率を向上でき、工業用高温熱源として有用だからである。

さらに、核燃料としてＰｕＦ_３を用いたとき、ＰｕＦ_３の溶解性が熔融塩において低いため、熔融塩の温度が低いと運転条件の選択幅が制限される問題がある。

本発明は、このような背景から、核反応エネルギーを利用した熔融塩炉による高効率の発電システムを提供することを、その目的とする。

本発明は、熔融塩炉の炉出口温度を７３０〜８００℃となるように熔融塩の流量を制御して、発電効率を従来の熔融塩炉に比較して、向上させることができる発電システムとする。

具体的には、内部に減速材が配置されると共に、核反応性物質が溶解された燃料熔融塩が流れて核反応が行われる炉と、炉にそれぞれ設けられた熔融塩出口と熔融塩入口との間で燃料熔融塩を移動させるポンプと、熔融塩出口から流出された燃料熔融塩からの熱を除熱する熱交換器と、前記除熱した熱エネルギーによってタービンを駆動して発電を行う蒸気タービンと、前記熔融塩出口における燃料熔融塩の炉出口温度が７３０〜８００℃の一定温度となるように、または、ボイラーからの蒸気温度が６００〜７００℃の一定温度となるように、前記ポンプによって循環させる熔融塩の流量を制御する制御器と、を備えることを特徴とする。

また、前記制御器は、前記熔融塩入口における燃料熔融塩の炉入口温度が６００℃以上となるように前記ポンプを制御することを特徴とする。

また、前記蒸気タービンの少なくとも水蒸気と接する部位は、ニッケルをベースとし、６００℃以上の耐熱材料から構成されることを特徴とする。

また、前記燃料熔融塩は、核反応性物質の弗化物を溶解する弗化物であることを特徴とする。

また、前記核反応性物質の弗化物としてＰｕＦ_３を用いたことを特徴とする。

また、前記熱交換器は、前記燃料熔融塩と熔融塩冷却材との熱交換を行い、前記ボイラーは、前記熔融塩冷却材との熱交換により水蒸気を発生することを特徴とする。

本発明によれば、熔融塩の炉出口温度を従来の７００℃に比較して７３０〜８００℃の一定温度となるように、または水蒸気温度を従来の５９３℃に比較して６００〜７００℃の一定温度となるように、上げることにより、熱効率を上げることが可能となり、出力を上げることができる発電システムとすることができる。その結果、炉の発熱および排熱負担が軽減される。この効果として、中性子量の減少から減速材の寿命を延ばし、炉の寿命を延ばすことができる。また、熱効率上昇の直接の効果である、発電量当たりの消費核燃料量の減少とともに、熱効率上昇の間接的効果である炉の寿命延長からも、発電コストを下げることができる。

このような一定温度の調整は、燃料熔融塩の流量を調整することで容易に行うことができ、負荷追従性の高いものとすることができる。

また、より耐熱性の高い材料の蒸気タービンを用いることで、熱効率を上げることが可能となり、出力を上げることができる効果を奏する。

また、燃料熔融塩の炉入口温度を上げることで、核反応性物質の弗化物としてＰｕＦ_３を用いた場合に、その熔融塩中溶解度を大きく増加することができる。その結果、炉運転とともに増えるプロトアクチニウム及び核分裂生成物中の三価の陽イオンの収容力を高め、それによる燃料塩取り替えの必要性を低減することができる。また、採用して使用する燃料熔融塩の組成選択（不純度）幅を一層拡大出来て、炉の運転管理が一層容易になる。

本発明の一実施形態に係る発電システムの概略ブロック図である。図１の実施形態に係る炉の縦断面図である。高温格納室内を上方より見た概要図である。炉を拡大して示す図２の一部拡大図である。図４のＡ−Ａ線に沿う横断面図（但し、容器は表示されていない）である。 (ａ)は、図５に示す炉心黒鉛の拡大図、（ｂ）は図５に示すブランケット黒鉛の拡大図である。

以下、図面につき本発明の一実施形態を詳細に説明する。

図１に示すように、本発明による発電システムは、大略、炉１０と、熔融塩用配管１２と、熱交換器１４と、燃料熔融塩ポンプ１６と、冷却系配管１８と、冷却系ポンプ１９、ボイラー２０と、蒸気タービン２２と、凝縮器２３と、給水ポンプ２４と、制御器２６と、を備える。

図２及び図３に示すように、炉１０、熔融塩用配管１２、熱交換器１４、燃料熔融塩ポンプ１６及び冷却系配管１８の一部は、厚い壁体によって画成される高温格納室２９内に配置される。高温格納室２９は内部の温度を熔融塩の融点以上に保ち放射線遮蔽機能を持つ。

炉１０は、具体的には、図２に示すように、例えば、ｍｉｎｉＦＵＪＩまたはその類似形を用いることができる。即ち、炉１０は、図２及び図４に示したように、円筒状の容器３０を有する。容器３０を構成する材料としてはハステロイ（登録商標）Ｎと呼ばれるＭｏ、Ｃｒを加えたＮｉ合金が好適である。なかでもこれにＮｂが添加されたハステロイＮが有効である。

容器３０の内側には、中性子からの影響を軽減するために黒鉛からなる反射層３２が設けられている。図５は図４のＡ−Ａ線に沿う横断面図であるが、容器３０は図示されていない。図５に示した通り、炉１０内部では炉心を囲むように黒鉛でできた減速材３４が殆ど隙間なく敷き詰められている（図２，４においてはその一部のみが示されている）。

減速材３４は、黒鉛から構成される細長部材であって、炉心領域とその周囲を囲むブランケット領域とでその横断面形状を異にし空隙率が異なる。例えば、減速材３４は、例えば概略六角柱状で、炉心領域については図６（ａ）に示す空隙率の低い形状、その周囲のブランケット領域には図６（ｂ）に示す空隙率の高い形状とすることができる。図中の寸法は一例を示すものであって、本発明がこの大きさに限定されることを意味するものではない。

炉心には、制御棒３６が配置される。容器３０よりも上方には、制御棒３６を上下動で挿入可能にする駆動機構３８が設けられる。また、図２に示すように、容器３０の下部には、燃料熔融塩の入口４０、上部には、燃料熔融塩の出口４２が設けられる。さらに、容器３０の底部には、ドレイン口４４が設けられる。制御棒３６とドレイン口４４は安全対策上から設けられるものである。

炉１０は、黒鉛からなる反射層３２，減速材３４を内部に充填した後、熔封される。したがって可動部は、中央の制御棒３６の駆動機構３８のみとなる。

容器３０の下部の入口４０から燃料熔融塩が流入し、減速材３４に沿って設けられる流路等を通過して上方へと流れ、核反応、熱発生を伴いつつ、容器３０の上部の出口４２から前記熔融塩用配管１２へと流出するようになっている。

熔融塩は、核反応性物質の弗化物を溶解する弗化物よりなる。核反応性物質としては、トリウムやウラン２３８のような、核分裂性を有さないが、中性子を吸収することで核分裂性を有するもの、いわゆる親核種(fertile)と、ウラン２３５、ウラン２３３またはプルトニウム２３９が必要である。プルトニウム２３９は世界的に処理に困っている使用済み核燃料から入手することができる。ウラン２３３は中性子再生率、すなわちある核種に吸収された中性子１個あたりの核分裂により再生される中性子数が、中性子エネルギーの広い範囲にわたってウラン２３５やプルトニウム２３９に比して２．２９と非常に高く、１ｅＶあたりまであまり変化しない。それゆえ、トリウムを親核種とし、ウラン２３３を中性子源とするものが好適に用いられる。これら核反応性物質の弗化物を溶解する弗化物は、高熱に対し安定であるとともに、熱中性子吸収の小さいものが用いられ、核反応で生成する熱媒体としての機能を有する。例えば、^７ＬｉＦ−ＢｅＦ_２、ＬｉＦ−ＮａＦ−ＫＦなどが好適なものである。その中でも^７ＬｉＦ−ＢｅＦ_２が特に好ましく用いられる。熔融塩に接する気体はヘリウムのような不活性ガスがカバーガスとして用いられる。

容器３０の上部の出口４２から前記熔融塩用配管１２に流出した燃料熔融塩は、燃料熔融塩ポンプ１６によって熱交換器１４と炉１０との間を循環するようになっている。燃料塩は常圧高温の液体なので、燃料熔融塩ポンプ１６としては、同じく常圧高温の液体のナトリウムを扱う高速増殖炉用機器技術が流用できる。燃料熔融塩ポンプ１６の上部空間は異常な運転時に生ずるかもしれない熔融塩の熱膨張を吸収する容量を備えた膨張タンクにもなっている。

図示は省略するものの、熔融塩を高温格納室２９外にある熔融塩貯蔵タンクやドレインタンクから炉１０に送るためのポンプと配管も適宜、設けられる。

熱交換器１４は、燃料熔融塩と冷却媒体との間で熱交換を行う。熱交換を行う冷却媒体としては、蒸気タービン２２を駆動する水蒸気となる水としてもよいが、別の冷却材を介在させて熱交換を行った方が安全上有利である。その場合の別の冷却材としては、熔融塩、例えば、^７ＬｉＦ−ＢｅＦ_２、ＬｉＦ−ＮａＦ−ＫＦ、ＮａＢＦ_４−ＮａＦなどが好適に用いられ、中でもＮａＢＦ_４−ＮａＦが特に好ましく用いられる。

冷却媒体は、冷却系ポンプ１９により冷却系配管１８を循環して、ボイラー２０において水との熱交換を行い、水蒸気を発生させるようになっている。

ボイラー２０及び蒸気タービン２２の水蒸気と接する部位は６００℃以上、より好ましくは６５０℃以上の耐熱性のある材料で構成される。その例としてはニッケルをベースとし、Ｃ：０．０１〜０．１５質量％、Ｃｒ：１０〜２８質量％、Ｃｏ：１０〜２５質量％、Ｍｏ＋Ｗ：５〜１２質量％、Ａｌ：０．８〜３．６質量％、Ｔｉ：０．１〜０．６質量％、Ｂ：０．００１〜０．００６質量％、Ｒｅ；０．１〜２．５質量％を含有する合金やオーステナイト系耐熱材料が用いられる。

制御器２６は、入口４０付近の燃料熔融塩の炉入口温度Ｔinletを検出する温度センサ５０、出口４２付近の燃料熔融塩の炉出口温度Ｔoutletを検出する温度センサ５２、熱交換器１４の冷却媒体の入口温度を検出する温度センサ５４、冷却媒体の出口温度を検出する温度センサ５６、ボイラー２０の出口温度を検出する温度センサ５８からの各温度検出信号を取り込み、燃料熔融塩ポンプ１６を制御して、その流量を制御する。

以上のように構成される発電システムにおいて、燃料熔融塩は、入口４０から炉１０に流入し、炉心領域とブランケット領域の減速材の空隙内に流れ、核反応により熱エネルギーを発生し、出口４２から流出する。なお、この核反応の際に、種々の核反応生成物が生ずるが、そのうち、Ｋｒ、Ｘｅなどは熔融塩に対し溶解度がないので常時カバーガスに移行される。これらは反応場に存在すると、熱中性子を吸収しやすいのであるが、そのようなおそれがないので、中性子損失を大きく低減させ、事故時のそれら放射能災害を軽減することができる。また、核反応生成物の一つであるトリチウムは熱交換器壁を抜けて冷却媒体である熔融塩に移行し、そのカバーガス中の水分と結合して常時分離される。また、核反応生成物のＣｓ、Ｓｒ、Ｚｒ、Ｂｒ、Ｉ、アクチノイドなどは熔融塩に安定に溶解し、一般に微量である。また、核反応生成物のＭｏ、Ｎｂ、Ｒｕ、Ｓｂ、Ａｇ、Ｔｅなどは固体表面に付着沈着したり、液面に浮いたり、液滴とともにガス中に移行するが、微量であり、比放射能増大以外は問題とならない。Ｔｅ問題はＮｂを添加したハステロイＮを用いること及び電気化学的調整で対応できる。

制御器２６は、温度センサ５０、５２を介して、燃料熔融塩の入口４０及び出口４２温度を監視し、炉出口温度Ｔoutletを７３０〜８００℃の一定温度となるように、燃料熔融塩ポンプ１６を制御する。また、特に、核反応性物質の弗化物としてＰｕＦ_３を用いている場合には、炉入口温度Ｔinletを６００℃以上となるように、制御する。

熱交換器１４で燃料熔融塩との熱交換を行った冷却媒体は、冷却系ポンプ１９により冷却系配管１８を循環して、ボイラー２０において水との熱交換を行い、水蒸気を発生させる。ボイラー２０で発生された水蒸気は、蒸気タービン２２を駆動して、発電を行う。蒸気タービン２２から凝縮器２３で凝縮された復水は、給水ポンプ２４によってボイラー２０へと送出される。

蒸気タービン２２における負荷変動に対して、この炉１０は本来、燃料熔融塩の負の反応度温度係数により負荷追従性を有している。これに加えて、本発明は、負荷変動に応答して、燃料熔融塩の流量を調整することにより、炉出口温度が７３０〜８００℃の一定温度となるように制御して、これによって、蒸気タービンの高効率化を達成することができる。即ち、蒸気タービン２２による負荷が低下すれば、燃料熔融塩の流量をより減少させ、蒸気タービン２２による負荷が上昇すれば、燃料熔融塩の流量をより増加させるように制御する。

尚、炉出口温度が７３０〜８００℃の一定温度となるように制御する代わりに、ボイラーからの水蒸気温度Ｔturbineが６００〜７００℃の一定温度となるように、燃料熔融塩の流量を調整することも可能である。

以下に、具体的な設計例を示す。

炉１０の容器３０として、１．８ｍ径、２．１ｍ高さ、肉厚１．４ｃｍの単純な薄肉の円筒でハステロイＮから構成し、その内側には黒鉛からなる厚さ３５ｃｍの反射層を設ける。

炉心領域の直径は３０ｃｍ、ブランケット領域の厚さが２０ｃｍ、炉心領域の高さは９０ｃｍとする。熔融塩用配管１２の管径は８ｃｍである。

減速材３４は、炉心領域については図６（ａ）に示す寸法、形状の黒鉛を、ブランケット領域には図６（ｂ）に示す寸法、形状の黒鉛を図４に示すように配置し、８８００ｋｇを用いる。黒鉛は炉心、ブランケット、反射層中、それぞれ９０，７０、９９容積％を占め、発熱部が炉心、ブランケットに占める全体積は約１ｍ^３である。

また、燃料熔融塩は^７ＬｉＦ−ＢｅＦ_２−ＴｈＦ_４−^２３３ＵＦ_４であり、夫々のモル％は７１．５３、１６、１２、０．４７である。熔融塩の量は４５リットルであり、このうち、Ｔｈは６５０ｋｇであり、^２３３Ｕの炉が保有している量は２７ｋｇであり、年間補給量は２．１ｋｇである。熔融塩と熱交換される冷却材はＮａＢＦ_４−ＮａＦの熔融塩を用い、ボイラー２０、蒸気タービン２２のスチームに触れる部位はＡl ２．１質量％、Ｃｏ１２．０質量％、Ｃｒ１６．０質量％、Ｍｏ８．０質量％、Ｗ１．５質量％、Ｃ０．００６質量％、Ｂ０．００４質量％、Ｎｉ残量よりなる合金により構成する。

その他の諸条件は燃料熔融塩の炉入口温度を６７０℃、炉出口温度を７８０℃とし、冷却材熔融塩の熱交換器入口温度を５８０℃、熱交換器出口温度を６８０℃とし、ボイラー２０の出口温度を６８０℃となるように制御器２６によって燃料熔融塩ポンプ１６を制御して、燃料熔融塩の流量を調整する。

その結果、従来よりも、蒸気温度を上昇させることができるために、４７％の熱交換率を得ることができる。

これによって、無駄に捨てられる排熱を大きく減らすことができる。例えば、従来の特許文献１で示した熔融塩発電炉の場合で数量を示すことにすると、排熱が（１５０万ｋＷ／０．４２９（＝３５０万ｋＷ）−１５０万ｋＷ）＝２００万ｋＷであったのが、［（１５０万ｋＷ／０．４７）−１５０万ｋＷ］＝１６９．１万ｋＷへと、即ち排熱の約１５％減となり、環境保全に多大の貢献がある。

炉の反応熱量に関して、４２．９％／４７％＝０．９１３、即ち約９％も炉の発熱負担が減少し、これは、中性子量減少から黒鉛の寿命増加を、そして炉寿命延長を可能にする。勿論、発電量当りの消費核燃料量がそれだけ減り、発電コストも約９％減ることとなる。これに加えて、炉寿命延長からも発電コストを下げることができる。

また、燃料熔融塩として、ＰｕＦ_３を用いた場合に、その熔融塩中溶解度を大きく増加することができる。その結果、炉運転とともに増えるプロトアクチニウム及び核分裂生成物中の三価の陽イオンの収容力を高め、それによる燃料塩取り替えの必要性を低減することができる。また、採用して使用する燃料熔融塩の組成選択（不純度）幅を一層拡大出来て、炉の運転管理が一層容易になる。

また、この炉を発電炉以外の工業炉として用いるときも、例えば、水素製造に適するように、より高温にできることから、より有用性を増すことができる。

１０炉
１４熱交換器
１６燃料熔融塩ポンプ
２０ボイラー
２２蒸気タービン
２６制御器
４０熔融塩入口
４２熔融塩出口

Claims

内部に減速材が配置されると共に、核反応性物質が溶解された燃料熔融塩が流れて核反応が行われる炉と、
炉にそれぞれ設けられた熔融塩出口と熔融塩入口との間で燃料熔融塩を移動させるポンプと、
熔融塩出口から流出された燃料熔融塩からの熱を除熱する熱交換器と、
前記除熱した熱エネルギーによってタービンを駆動して発電を行う蒸気タービンと、
前記熔融塩出口における燃料熔融塩の炉出口温度が７３０〜８００℃の一定温度となるように、または、ボイラーからの蒸気温度が６００〜７００℃の一定温度となるように、前記ポンプによって循環させる熔融塩の流量を制御する制御器と、
を備えることを特徴とする発電システム。
前記制御器は、前記熔融塩入口における燃料熔融塩の炉入口温度が６００℃以上となるように前記ポンプを制御することを特徴とする請求項１記載の発電システム。
前記蒸気タービンの少なくとも水蒸気と接する部位は、ニッケルをベースとし、６００℃以上の耐熱材料から構成されることを特徴とする請求項１または２記載の発電システム。
前記燃料熔融塩は、核反応性物質の弗化物を溶解する弗化物であることを特徴とする請求項１ないし３のいずれか１項に記載の発電システム。
前記核反応性物質の弗化物としてＰｕＦ_３を用いたことを特徴とする請求項４記載の発電システム。
前記熱交換器は、前記燃料熔融塩と熔融塩冷却材との熱交換を行い、
前記ボイラーは、前記熔融塩冷却材との熱交換により水蒸気を発生することを特徴とする請求項１ないし５のいずれか１項に記載の発電システム。