弁財天

ゴフマン「専門家を信じるのではなく、自分自身で考えて判断せよ」

トリウム溶融塩炉と水爆 update2

MSBRは1969年に確立されていた方式。 IN THE MATTER OF: CONSOLIDATED EDISON COMPANY OF NEW YORK, INC. (Indian Point Station Unit 3) ML093520137参照。(22Mバイト)

p239
Most of the experience at ORNL has been in the fluid power reactor field (homogeneous, slurry, molten-salt, etc.) and I was associated with the molten-salt reactor project for ten years.

p240
Molten-Salt Breeder Reactors (with M. W. Rosenthal and E. S. Bettis), Nuclear Engineering, May 1969.

The Design and Performance of Molten-Salt Breeder Reactors (with 11. W. Rosenthal and E. S. Bettis), Nuclear Engineering International (London), June 1969, pp 420-425.

Asscssment of Molten Salts as Intermediate Coolants for LMFBR's (with H. F. McDuffie, H. E. McCoy, Dunlap Scott, and R. E. Thoma), ORNL TM-2696, September 1969, 38 p.

Graphite Behavior and Its Effects on MSBR Performance, (with. P. R. Kasten, E. S. Bettis, W. H. Cook, W. P. Eatherly, D. K. Holmes, R. J. Kedl, C. R. Kennedy, S. S. Krislis, H. E. McCoy, A.-M. Perry, D. Scott, and R. A. Strehlow), Nuclear Engineering and Design, 9, 1969, pp 157-195.

MSBR Dcsign and Performance Features (with E. S. Bettis), Nuclear Applications, Fall 1969.

The Design and Performance Features of a Single-Fluid Molten-Salt Breeder Reactor (with E. S. Bettis), Nuclear Applications and Technology, February 1970, pp 190-207.

Two-Fluid Molten-Salt Breeder Reactor Design Study (Status as of January 1, 1968), (with R. B. Briggs, 0. L. Smith, and E. S. Bettis), 0R L-4528, August 1970, 79 P.

Conceptual Design Study of a Single-Fluid Molten-Salt Breeder Reactor,Editor, (with contributions by M. W. Rosenthal and 29 others), ORNL-4541, 'June 1971, 190 p.

IAEA-TECDOC-1450 Thorium fuel cycle — Potential benefits and challenges May 2005
Table 1. Thorium utilization in different experimental and power reactors 11/113ページ
Name and CountryTypePowerFuelOperation period
Shippingport & Indian Point,USALWBR PWR (Pin Assemblies)100MW(e) 285MW(e)Th+233U Driver Fuel,Oxide Pellets 1977-1982 1962-1980
インディアンポイント3号機はPWRなのにMSBRの技術者が関連しているのは 9.1% UO2 (HEU 93%)を含むトリウムとウランの2酸化化合物(Th,U)O2を 1977年から1982まで燃やしていた。今はダウンブレンドだけど同時からHEUをおそるおそる核燃料にしてたみたい。

トリウム溶融塩炉とトリチウム(三重水素)

日本原子力学会が1980年10月に『トリウム サイクル』という報告書を発表している。 この165ページ以降にはトリウム溶融塩炉についての言及がなされている。 その中でMSBR(Molten-Salt Breeder Reactor)は燃料にリチウムを含むので、 将来的に核融合炉の研究開発にトリチウムが必要になった場合には MSBRから生成されるトリチウムを使えば良いとの記述がある。 これはなかなか先見の明があるのではないか?

The Nuclear Energy Option

19ページ。水爆の核融合は
重水素+トリチウム→ヘリウム(3.5MeV)+中性子(14.1MeV)
トリウム溶融塩炉(MSBR)では
中性子+リチウム→ヘリウム+トリチウム+4.8MeV
の核融合でトリチウムを生産できる。

溶融塩炉にリチウム7を入れるとトリチウムを生産してくれるオマケ機能がある。 水素爆弾は重水素とトリチウムの核融合反応のことなので陸軍である経産省がとびついた。 トリウム溶融塩炉(MSBR/Molten-Salt Breeder Reactor)は燃料にリチウムを含む MSBRからトリチウムを生成するのが陸軍の目的。 トリチウムは水爆の火薬のこと。このクニは核爆弾しか頭にない。

Removal of Tritium from the Molten Salt Breeder Reactor Fuel

Military Warheads as a Source of Nuclear Fuel
トリウム-プルトニウム燃料

1990年代の初めから露はトリウム-プルトニウム燃料の開発プロジェクトを開始。 トリウム-プルトニウム燃料で兵器級プルトニウムを消費することを特に強調してる。

計画はモスクワのクルチャトフ大学で行われ米のライトブリッジ社(旧トリウムパワー社)も参加。 米政府は露のVVER-1000原子炉で使えるように燃料を設計するのに資金供与。 通常燃料は濃縮ウラン酸化物を燃料集合体で使用するのに対して中央と周辺を取り外し可能にした設計で、 中央にプルトニウムを周辺をトリウム(ウランと混ぜた)でくるんだもの(ブランケット)だった。 トリウム232(Th-232)はウラン233(U-233)に崩壊し、プルトニウム239(Pu-239)の中心部も崩壊する。 ブランケットは原子炉で9年使うことができ中心の物質はわずか3年で燃え尽きる。(通常のVVER型で) 中心部分の燃料棒の設計は露海軍の原子炉の経験を生かしている。

*もっと正確には(略

トリウム-プルトニウム燃料はMOXに比べて4つの長所がある。核拡散防止。 最小限の改造で燃やせるとという既存の原子炉との互換性。 燃料を2006年から使用可能な露の既存プラントで製造可能。 1つの燃料集合体にMOXより多くのプルトニウムを使うことが可能なので MOXの3倍のプルトニウムを廃棄可能。使用済み燃料はMOXの半分の量。 使用済みMOX燃料より兵器に使用可能な物質に復元できる量は少ない。 なのでより崩壊性のプルトニウムが残る量は少ない。 露には150トンのプルトニウムがあると推定され、 トリウム-プルトニウム計画は既定のMOX燃料製造を否定するものではない。

投稿されたコメント:

コメント
コメントは無効になっています。