増殖ブランケット

原子力工学において、とは核分裂炉もしくは核融合炉から放射される中性子束をもちいて、核変換によりある核種を増殖させるために用いられる装置である。核分裂炉の分野では1950年代から増殖炉において核原料から核燃料を製造するために用いられている。核融合炉の分野では、リチウム6から三重水素を製造するための装置が構想されている。中性子線がブランケット内で熱エネルギーに転換されるため、冷却システムを要する点は両分野で共通である。

核分裂ブランケットサムネイル|EBR-Iの断面図。2つのブランケットが見てとれる。増殖炉には熱増殖炉と高速増殖炉の2種類がある。前者はトリウム232を原料として最終的にウラン233を生産する。

{^{232}_{90}Th} + ^{1}_{0}n -> [\text{(n,}\gamma\text{)}] {^{233}_{90}Th}->[\beta^-][\text{21.8 min}] {^{233}_{91}Pa} ->[\beta^-][\text{27 days}] {^{233}_{92}U}

後者は高速中性子を用いてウラン238を原料とし、最終的にプルトニウム239を生産する。

^{238}_{92}U + {}^{1}_{0}n -> {}^{239}_{92}U ->[\beta^-][23.5\ \ce{min}] {}^{239}_{93}Np ->[\beta^-][2.356\ \ce{d}] {}^{239}_{94}Pu

歴史的に、たとえばハンフォード・サイトやマヤーク核技術施設のようにどちらの種類でも燃料棒集合体中で核転換を行う形式が主流であった。しかし、中性子損失率およびエネルギー損失率を低減するためにブランケットが用いられる。EBR-Iおよびシッピングポート原子力発電所が例としてあげられる。

核融合反応による中性子線を吸収しリチウムからトリチウムを増殖中性子束の増大核融合反応による中性子線を吸収し熱エネルギーを産生第一壁など核融合炉構成材の冷却中性子線およびX線から核融合炉外縁部材を保護

他の手段で代替できないのは増殖目的だけである。たとえば、従来型の原子炉で用いられるように、大量の水は冷却および中性子線防護目的にきわめて適している。しかし、トリチウムは自然産出量が極めて限られており、他の用途で継続的な核融合炉の運転に足る量のトリチウムを得るのは難しいため、D-Tサイクル核融合炉の商用運転を達成するためにはトリチウム増殖の成功が必須となる。

主目的は核融合反応に使用する三重水素燃料リチウムと中性子を反応させることにより増殖させることである。

核融合反応により得られる中性子線に対する反応断面積は、前者よりも後者のほうが10倍程度小さい。したがって、ほとんどの増殖ブランケットではリチウム6濃度を自然に産するリチウムにおけるから程度に濃縮したものが用いられる。リチウム濃縮に用いられる最も一般的な手法はと呼ばれる化学的手法である。

液体ブランケット液体ブランケットはリチウム含有物質を溶かして利用する。提案方式の1つに鉛208が中性子線照射下で核破砕反応をおこすことを活用するため、リチウム・鉛混合物を用いる方式がある。

^{208}_{82}{Pb}+ {}^{1}_{0}n -> {}^{207m}_{82}{Pb}+ 2^{1}_{0}n

他にも、ベリリウム9が核破砕反応をおこすことを利用したFLiBe溶融塩方式もある。

MIT 核融合炉構想においてこの方式のブランケットが提案されている。他にも溶融金属および溶融塩ブランケットは提案されているが、ほとんどはフッ化物塩を用いている。これは、フッ素の中性子吸収能が高いためである。

増殖ブランケット用に提案されているさまざまなリチウム含有液体材料の物性を以下の表にまとめる。 +液体増殖ブランケット用材料の物性リチウム化合物リチウム組成比 (%mol)リチウム含有率(%mol)密度融点 (K)最適濃縮率トリチウム転換比Simulated relative neutron flux (n×1014/cm2/s)Li1001000.47245430%1.47.07Pb-Li84-161611.000508100%1.628.0LiF-BeF2 (FLiBe)67-3328.571.96073230%1.29.94LiF-NaF-BeF2 (FLiNaBe)31-31-3814.292.03058860%1.110.8LiF-NaF-KF ()46.5-11.5-4223.252.02072760%0.99.55LiF-LiBr-NaBr20-73-746.53.160723100%1.19.06LiF-LiBr-NaF14-79-946.53.200728100%1.19.22LiF-LiI83.5-16.5503.680684100%1.18.54LiF-NaF-ZrF455-22-2320.362.72086380%1.111.0

ペブルベッドブランケットリチウム含有セラミックス、特にチタン酸リチウムとオルトケイ酸リチウムを用いる設計のブランケットもある。これらの材料は、ほとんどがペブルベッドの形で、トリチウムおよびヘリウムの産生および抽出に用いられる。このためには、材料が大きな機械的・熱的な負荷に耐え、かつ現実的な使用時間の間に放射性が高くなりすぎない必要がある。

冷却系増殖ブランケットは冷却機構として働かせることもできる。D-T反応により生じた中性子線のエネルギーを吸収することにより、高エネルギー中性子がさらに外部へ放射されることを防ぐことにもなり、放射線防護層としてもはたらく。これにより電磁石など外部機器の損傷を防ぐことができる。

ITERはブランケット設計に注力しており、多数の設計候補が試験されている。4つの主要な構想を以下にまとめる。

Dual-cooled lithium lead (DCLL) Helium-cooled lithium lead (HCLL) Helium-cooled pebble bed (HCPB) Water-cooled lithium lead (WCLL)

軽水、ヘリウム、鉛冷却系は既に核分裂炉向けに開発されており中性子とのふるまいも理解されている。ITERでは6つの異なるトリチウム増殖系が試験される予定で、Test Blanket Modules (TBM) と呼ばれる。

出典

外部リンク

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