溶融塩原子炉

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溶融塩原子炉の構造

溶融塩原子炉（ようゆうえんげんしろ、英: molten salt reactor, MSR）は、溶融塩を一次冷却材として使用する原子炉である。

多数の設計が行われたがそのうち少数が建設された。第4世代原子炉としてのひとつの概念である。

フッ化ウラン(IV) (UF₄) など溶融状態のフッ化物塩を一次冷却剤としてそこへ核分裂物質を混合させ、黒鉛を減速材とした炉心に低圧で送り臨界に到達させる。高温の溶融塩は炉心の外へ循環させ二次冷却材と熱を交換させる。燃料の設計はさまざまである。

[編集] 歴史

[編集] 航空機用原子炉実験

ORNLに建設された航空機用原子炉実験。後にMSREに改造

詳細は「航空機用原子炉実験」を参照

アメリカでの溶融塩型原子炉の研究は 2.5 MW_th の原子炉実験装置を用い、高出力密度の動力源として原子力爆撃機に搭載する事を目的とした。計画は結果的にHTRE-l, HTRE-2,HTRE-3の3基の実験機を作って終わった。実験には溶融塩の NaF-ZrF₄-UF₄ (53-41-6 mol%) が燃料として使用され、酸化ベリリウムが減速材、液体ナトリウムが冷却材として使用され、最高運転温度は 860 ℃ だった。1954年、1000時間運転された。実験にはインコネル600合金が構造と配管に使用された。

[編集] 溶融塩原子炉実験

MSREプラント概要

オークリッジ国立研究所で1960年代に MSR の研究が進められた。溶融塩原子炉実験装置 (MSRE) が作られ、出力は 7.4 MW_th であった。この MSRE はオークリッジ国立研究所 (ORNL) に設置された。

[編集] オークリッジ国立研究所原子炉

1970年から76年にかけて LiF-BeF₂-ThF₄-UF₄ (72-16-12-0.4) を燃料とする MSR が設計された。減速材に黒鉛を使用し、NaF-NaBF₄を二次冷却材に使用した。最高温度は 705 ℃ だった。しかし、設計のみで実際には建設されなかった。

[編集] 脚注

Energy from Thorium's Document Repository Contains scanned versions of many of the U.S. government engineering reports. This repository is the main reference for the molten-salt fueled reactor's technical discussion.
Moir, R.W; Cost of Electricity from MSRs; Lawrence Livermore National Laboratory, U.S.
J.H. Devan et al. (unknown date). Material Considerations for Molten Salt Accelerator-based Plutonium Conversion Systems, pg. 475-486
W.D. Manely et al. (1960). Metallurgical Problems in Molten Fluoride Systems. Progress in Nuclear Energy, VOl. 2, pg. 164-179
http://energy.inel.gov/gen-iv/msr.shtml
Bruce Hoglund's Eclectic Interests Home Page Nuclear Power, Thorium, Molten Salt reactors, etc.
"The First Nuclear Era : The Life and Times of a Technological Fixer", by Alvin Martin Weinberg (1994). Book by a former director of the Oak Ridge National Laboratory, and a promoter of nuclear power and molten salt reactors.
Generation IV International Forum MSR website
INL MSR workshop summary
Molten Salt Chemistry Plays a Prominant (sic) Role in Accelerator-Driven Transmutation Systems