[发明专利]使用液体燃料的钚湮没核反应堆

说明书

本发明涉及使用液体核燃料的核反应堆。更具体的说，本发明是关于一种使用液体核燃料的钚湮没钍熔盐核动力反应堆和一种使用液体核靶再生区的钚湮没加速器熔盐增殖反应堆。

本发明人已在NO.60-272165日本专利申请中公开了一种使用液体核燃料的核反应堆。这种先前发明的小型熔盐核反应堆（MSR）既不需要更换石墨减速剂，也不需要在简单结构中的连续化学处理，操作和维修。在核反应堆内，使核燃料钚发生核裂变，产生能量，与此同时，由裂变产生的中子使钍转变成铀，使核反应继续进行。

另外，本发明人还在NO.63-64754（1511036）日本专利申请中公开了另一种单一液体型的加速器熔盐增殖反应堆（AMSB）。在这种反应堆中，靶/再生区的盐是一种含有大量ThF₄作为母材和²³³UK₄、²³⁵UF₄或者²³⁹PuF₃作为核裂变材料的熔融氟化物。这种靶/再生区的盐具有一束由1GeV（1，000MeV）左右辐照的质子束，而由这种辐照所产生的中子被吸收在Th内，从而增殖²³³U。

然而，由回收废核弹头或者用过的核燃料而获得的钚，现在已经成了一个严重的社会和环境问题。

本发明的一个目的就是为了解决现有技术中的上述问题，用改变燃料循环过程以及在需要时稍微改变一点反应堆的结构的方法，来改进以往的使用液体核燃料的（MSR），从面有效地湮没这种危险的、作为核燃料的钚。

本发明的另一个目的是改进先前的AMSB，使之成为一种钚湮没加速器的熔盐增殖核动力反应堆，它用在有效地湮没使人困扰的钚的同时，有效地产生贵重的²³³U的方法，采用²³⁹PuF₃作为核裂变材料。就是说，改进后的反应堆是一种单一液体型的高增益加速器的熔盐增殖反应堆，它能够对靶/再生区的盐²³³UF₄进行化学处理，以便把它的浓度降低到需要的程度，并加入新的²³⁹PuF₃，达到更高的浓度，这样，就能够增加²³³U的产生，而同时²³⁹Pu能够有效地燃烧掉。如有可能，这种改进了的反应堆还打算达到供应非常经济的动力的目的。

简单地说，上述第一个目的是按照本发明的方式，用采用液体核燃料的MSR来实现的，其中安排在MSR芯部里的若干减速剂的空间与一个铀收集装置连通，在这些空间内充满了由钍（Th）和钚（Pu）组成的液体核燃料，²³³U由Th生成，所生成的²³³U在需要的时候由铀收集装置分离开来，而加入Pu，以代替U²³³，从而增强燃烧。铀收集装置具有一个排放罐和一具氟化装置。在反应堆里，使含有Th和Pu的盐（核燃料）流入该核心的空间内。核燃料中的Pu进行核裂变产生能量。同时，由核裂变产生的中子使Th转换成²³³U。然后，在需要时，在铀收集装置内，在被转化成的²³³U被分离之前使它氟化。放置补充的钚以代替U²³³，增强燃烧。

上述第二个目的是按照本发明的方式由AMSB核动力反应堆完成的，其中，靶盐中的ThF₄，²³³UF₄或²³⁵UF₄，以及²³⁹PuF₃的浓度保持在下述范围：（1）ThF4保持在高达15-20mol%的范围，（2）²³³UF₄或²³⁵UF₄保持在少于1mol%的范围，保证低于临界条件，以便产生比消耗的动力更多的动力，²³³UF₄增加，并且增加的²³³UF₄在需要时被分离，（3）²³⁹PuF₃保持在高达0.4-0.8mol%的范围内。在反应堆里，靶盐被上束质子束所辐照，而由这种辐照所产生的中子被吸收在Th内，从而增殖²³³U。