21世紀以降の有望なエネルギー源としてのトリウムサイクルに関する総合的研究

1992 Fiscal Year Annual Research Report

• Project/Area Number: 02302089
• Research Institution: KYOTO UNIVERSITY
• Principal Investigator: 木村 逸郎 京都大学, 工学部, 教授 (40027404)
• Co-Investigator(Kenkyū-buntansha): 古屋 広高 九州大学, 工学部, 教授 (30112311) ; 古川 和男 東海大学, 開発技術研究所, 教授 (90165465) ; 関本 博 東京工業大学, 原子炉工学研究所, 教授 (00108242) ; 山脇 道夫 東京大学, 工学部, 教授 (30011076) ; 平川 直弘 東北大学, 工学部, 教授 (20005391)
• Keywords: トリウム / トリウム燃料 / トリウムサイクル / ウラン233 / 原子炉設計 / 臨界実験 / 溶融塩 / 再処理

Research Abstract

1.トリウム炉の設計研究:(1)設計用核データの研究;U-233の核分裂収率および核分裂中性子スペクトルを測定した。一方、18MeV中性子に対するThの2重微分断面積せ測定した。 (2)設計研究;超ウラン元素(MA)消滅用の溶融塩炉を設建し、MAの生成と燃焼を調ベた。MAの燃焼とU-233の生産を高速炉で行い、熱中性子炉でU-233を使う協働系を提案した。また、Thを装荷した高速炉の核特性を示した。この系は負のボイド係数が特長である。黒鉛と重水減速のTh/U-233炉およびU-233生産用軽水炉の設計が進んだ。一方トリウム溶融塩核エネルギー協働系とて、FUJIシリーズ発電炉と加速器増殖炉の設計が進展した。解析法では、マルチバンド法をピン状燃料の計算に応用した。 (3)臨界実験とハイブリッド実験;京大臨界装置にThを装荷する実験を再開し、臨界量などを求めた。ハイブリッドでは、ThとThO_2中の14MeV中性子輸送を測定した。
2.トリウム炉の燃料材料研究:(1)燃料の研究;U-Th-T-i-Zrの合金を作成し、その水素吸収特性を調ベた。また、ThO_2-UO_<2+×>系における酸素の化学拡散係数を測定した。一方、トリウム系酸化物燃料のI^<7+>イオン照射挙動と中性子照射挙動を調ベた。 (2)溶融塩の研究;フリーベ系溶融塩中におけるNiとCrの腐食について実験した。また、溶融塩中におけるアクチニド元素と核分裂生成物の拡散係数、YやTの挙動などを求めた。 (3)ウラン濃縮法の研究;U-233やU-32を用いて、化学交換反応によるウラン濃縮の研究を行った。 (4)再処理の研究;フッ化物イオンの影響に注目しつつ、酸性有機リン化合物によるUとThの抽出機能を求めた。
3.トリウム炉の放射線安全性:ラドンと混在していてもトロンが弁別測定できるモニターを開発し、その有効性を実証した。

Research Products

• [Publications] H. Chatani: "Measurement of ^<233>Th(n,2n)^<231>Th Reaction Cross Section with 14.5 MeV Neutrons" Annals of nuclear Energy. 19. 425-429 (1992)
• [Publications] T. Ohsawa: "Analysis of Fission Neutron Spectra by Non-equitemperature Madland-Nix Model" Nuclear Data for Science and Technology. 1. 965-967 (1992)
• [Publications] M. Baba: "Duble Differential Neutron Emission Cross Section of U-238 and Th-232 for 18MeV Incident Neutrons" Nuclear Data for Science and Technology. 1. 349-351 (1992)
• [Publications] N. Takagi: "Feasibility of Fast Fission System Confining Long-Lived Nuclides" Journal of Nuclear Science and Technology. 29. 276-283 (1992)
• [Publications] Z. Siud: "Reactor Physics Characteristics of Lead Cooled and Lead-Bismuth Cooled Fast Reactors" Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants. 2. P.9.7,1-6 (1992)
• [Publications] P.H. Liem: "Neutronic Modeling for Modular High Temperature Pebble Bed Reactor during Reactivity Accident" Journal of Nuclear Science and Technology. 29. 805-812 (1992)
• [Publications] K. Furukawa: "Small Molten-Salt Reactors with a Rational Thorium-Fuel-Cycle" Nucleae Engineering and Design. 139. 157-165 (1992)
• [Publications] K. Furukawa: "New Global Energy Strategy by Thorium Melten-Salt Nuclear Energy Synergetics" Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants. 1. P.3.9,1-7 (1992)
• [Publications] V.D.Kazatitsky: "Practical Teatment of Minor Actinides by Single-Fluid Molten Salt Reactor Concepts" Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants. 1. P.3.8,1-7 (1992)
• [Publications] 三田地 紘史: "小型溶融塩発電炉の炉心減速材および燃料塩の温度分布" 原子力学会誌. 34. 1143-1150 (1992)
• [Publications] S.A.Hayashi: "Integral Experiments with Rigard to the Thorium Based Hydrid Fusion Blanket" Nuclear Data for Science and Technology. 1. 220-222 (1992)
• [Publications] S. Hikino: "Electrochemical Behavior of Yttrium Ion in Licl-KCl-NaCl Eutectic Melt" Journal of Electrochemical Society. 139. 1820-1824 (1992)