JP2002080858A

JP2002080858A - 放射線照射石炭液化プラント

Info

Publication number: JP2002080858A
Application number: JP2000274256A
Authority: JP
Inventors: Arata Ito; 新伊藤; Hideji Hirono; 秀治廣野; Yutaka Takeuchi; 豊武内; Shigeaki Sumiyama; 茂章角山; Hideaki Hioki; 秀明日置; Tatsuo Miyazawa; 竜雄宮沢
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2000-09-11
Filing date: 2000-09-11
Publication date: 2002-03-22

Abstract

(57)【要約】【課題】原子炉で発生する余剰の熱中性子をエネルギー
源として高い安全性で効率よく石炭の液化を行うことが
でき、併せて原子力発電システムの負荷平準化を達成す
ることのできる放射線照射石炭液化プラントを提供す
る。【解決手段】発電タービン駆動用蒸気または高温高圧の
ガスを発生する原子炉５の圧力容器内もしくは遮蔽体内
に配置され熱中性子を照射して放射性同位元素生成用材
から人工放射性同位元素を生成させる熱中性子照射装置
８を有する原子力発電システム１と、前記生成された人
工放射性同位元素を石炭粉末、溶剤および触媒と混合し
て石炭スラリーを調製する石炭スラリー調製部２と、こ
の石炭スラリー調製部で調製された石炭スラリーを加
熱、液化分解させ、分解生成物を分離する石炭液化シス
テム３とを備えた構成とする。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、原子力発電システ
ムにおいて発生する豊富で安価な熱中性子によって、半
減期の短い人工放射性同位元素を天然元素または同位体
分離元素より生成させ、この人工放射性同位元素を石炭
の液化用スラリーに添加して石炭液化を行う放射線照射
石炭液化プラントに関する。

【０００２】

【従来の技術】近年の経済発展は、家電機器の大型化や
冷暖房の普及などの個人消費に支えられての経済発展で
あり、電力需要は産業用・民生用とも着実な増加を続け
ている。そして、最大需要電力の伸びが著しく、発電電
力量の伸びを上回っているため、電力需要はピーク化
し、季節間や昼夜間の需要差が、拡大している。たとえ
ば、昼夜間の電力需要格差は最大値需要の40％前後に達
しており、負荷率の向上手段として、揚水式発電や、超
電導、フライホイール、空気圧縮などの電力貯蔵技術が
開発されている。

【０００３】ここで、揚水発電による貯蔵エネルギー効
率は70％程度であるが、立地点に制約があることや、工
期が長い等の問題がある。一方、電力貯蔵法のうち、超
電導、フライホイ−ルを利用する場合は、大容量向きで
ないという問題がある。

【０００４】発電システムにおける負荷の平準化方策と
して、エネルギーの貯蔵で対応する代わりに、発生する
電力や熱などを新たな分野で利用する開発・開拓が検討
されている。たとえば石炭液化の一方法として、原料石
炭粉末、溶剤および触媒を混合した石炭スラリーに、放
射線を照射した後、還元性ガス雰囲気の高温高圧条件下
で、石炭液化を行うことが報告されている（特開平５−
59371号公報、特開平６−287567号公報）。なお、ここ
では、放射線源として、半減期の長い⁶⁰Ｃｏ、 ⁹⁰Ｓｒの
γ線が用いられているため、取扱いが不便である。

【０００５】ところで、原子力発電プラントは、運転自
体は低コストであるため、24時間定格で運転されるが、
夜間の電力需要が少ないことから電力余剰を招来し、一
方では、原子炉で発生する熱中性子が余ることになる。
本発明者らは、前記余った熱中性子の利用として、直接
石炭微粉末に照射して、石炭液化を行うことを検討し
た。しかし、原子力発電プラント内に、可燃物である石
炭粉末を大量に持ち込むことは安全性確保の上で問題が
発生する。

【０００６】

【発明が解決しょうとする課題】上記したように、原子
力発電プラントは、化石燃料火力発電プラントに比べて
燃料費が安く、トータルの発電コストが低いため、定格
出力で連続運転を行う場合有利であるが、一方では、電
力の負荷平準化のための貯蔵の問題の他、余剰となる熱
エネルギー発生源である熱中性子の問題がある。

【０００７】そこで、この熱中性子を石炭液化に利用す
るに当たっては、遮蔽などが容易で取扱い易いβ線を放
射する人工放射性同位元素を生成（製造）すること、β
線を放射する放射性同位元素を使用するとき、β線は透
過距離が短いので直接石炭粉末と混ぜ合わせて照射する
こと、また、石炭液化後の製品中の放射能量が、自然放
射能レベル以下になるように、半減期が数分から数時間
程度の短い人工放射性同位元素をに用いることを鋭意検
討した。

【０００８】本発明は、上記検討の結果に基づいてなさ
れたもので、原子炉で発生する余剰の熱中性子をエネル
ギー源として高い安全性で効率よく石炭の液化を行うこ
とができ、併せて原子力発電システムの負荷平準化を達
成することのできる放射線照射石炭液化プラントを提供
することを目的とする。

【０００９】

【課題を解決するための手段】請求項１の発明は、発電
タービン駆動用の蒸気または高温高圧のガスを発生する
原子炉の圧力容器内もしくは遮蔽体の内側に配置され熱
中性子を照射して放射性同位元素生成用材から人工放射
性同位元素を生成させる熱中性子照射装置を有する原子
力発電システムと、前記生成された人工放射性同位元素
を石炭粉末、溶剤および触媒と混合して石炭スラリーを
調製する石炭スラリー調製部と、この石炭スラリー調製
部で調製された石炭スラリーを加熱、液化分解させ、分
解生成物を分離する石炭液化システムとを備えた構成と
する。

【００１０】この発明によれば、原子炉で発生する熱中
性子の利用により、半減期が比較的短いβ崩壊を行う人
工放射性同位元素が生成される。また、生成された人工
放射性同位元素を石炭液化反応の事前処理に使用するこ
とによって、β線およびγ線が石炭構造を効果的に緩和
させ、その後の液化反応での水素化分解を高効率で達成
できる。ここで、低温・低圧条件でも所望の高い液化油
収率を達成できることは、石炭液化装置の建設費の低価
格化ないし石炭液化のコスト低減ともなる。

【００１１】また、人工放射性同位元素を原子炉周辺で
製造し、隣接する石炭液化システムに供給する構成を採
っているため、原子力発電システム内に直接大量の可燃
物質を持ち込むことなく、安全性および低コスト化など
でも有利な石炭液化システムといえる。

【００１２】なお、熱中性子照射装置は、原子力発電シ
ステムの炉心燃料の外形形状と同一にして炉心領域に設
置し、あるいは原子炉圧力容器内のシュラウド内部に設
置し、あるいは原子炉圧力容器の外側、かつ遮蔽層の内
側に設置し、あるいは原子炉タービン回転用の高温高圧
ガスを発生する原子炉の場合には、圧力容器もしくは外
に設置し、あるいは原子炉圧力容器内の可動反射体領域
あるいは固定反射体領域に配置する。

【００１３】請求項２の発明は、放射性同位元素生成用
材として、Ａｌ、Ｓｉ、Ｔｉ、ＶおよびＭｎの少なくと
も１種を使用する構成とする。この発明によれば、放射
能の半減期が数分から数時間のβ崩壊をおこなう人工放
射性同位元素を生成することができる。

【００１４】請求項３の発明は、放射性同位元素生成用
材は同位体分離した³⁰Ｓｉ、⁵⁰Ｔｉ、⁵⁴Ｃｒ、⁶⁴Ｎｉ、
⁶⁵Ｃｕおよび⁶⁸Ｚｎの少なくとも１種である構成とす
る。この発明によれば、人工放射性同位元素の生成効率
が天然元素の場合に比較して格段に向上する。

【００１５】なお、同位体分離には可視光パルスレーザ
利用同位体分離システムを用いるのがよい。この可視光
パルスレーザ利用同位体分離システムは、可視光パルス
レーザにより分離物質を蒸発させ、分離物質をノズルか
ら噴出する前に可視パルスレーザを照射して選択的に励
起したりあるいは多段階励起を行って電離し、ノズルよ
り噴出させ、ノズルより噴出した分離物質に電子シャワ
ーを照射して電離させ、電極により分離物質を質量の大
きなクラスター粒子と単粒子に分離して回収するもので
ある。

【００１６】請求項４の発明は、放射性同位元素生成用
材に対する熱中性子の照射時間は、生成する人工放射性
元素の半減期程度であり、かつ前記熱中性子照射後、半
減期の１／10以下の時間内に石炭スラリー調製に使用す
る構成とする。この発明によれば、上記の人工放射性同
位元素を効果的に生成し、また、石灰液化分解に効果的
に作用させることができる。

【００１７】請求項５の発明は、放射性同位元素生成用
材の微粒子を炭素製の搬送子に充填して熱中性子照射装
置に導き、熱中性子照射装置よりでてきた搬送子を気体
で高速搬送して石炭スラリー調製部に導くようにした構
成とする。

【００１８】この発明によれば、人工放射性同位元素微
粒子の操作性が向上するとともに、熱中性子照射装置内
での搬送速度と外での搬送速度を変えることができ、熱
中性子照射装置よりスラリー調製部への高速搬送を行う
ことができる。

【００１９】請求項６の発明は、石炭スラリー調製部の
入り口側に搬送子を破砕する破砕装置と、放射性同位元
素生成用材の微粒子のみを石炭スラリー調製槽に導く分
離装置が設けられている構成とする。

【００２０】この発明によれば、人工放射性元素の微粒
子のみを石炭スラリーに混合し石炭スラリーを効果的に
放射線（β線）照射することができ、熱中性子照射場所
とスラリー調整部設置場所との間を離すことができる。

【００２１】請求項７の発明は、炭素製の搬送子に充填
される放射性同位元素生成用材の微粒子の表面に強磁性
体被膜を有する構成とする。この発明によれば、磁気作
用を利用して石炭スラリー中より人工放射性同位元素の
微粒子を回収し、高価な人工放射性同位元素用材を効果
的に再利用することができる。なお、強磁性体としては
ニッケルまたは鉄を用いる。

【００２２】請求項８の発明は、原子力発電システムの
水蒸気タービンの排気あるいは抽気を冷却する混合媒体
システムと、この混合媒体システムによって分離された
媒体から冷媒を製造する冷媒製造システムと、コンプレ
ッサの発熱を前記冷媒によって除去して液体炭酸ガスと
液体酸素を製造する深冷式炭酸ガス・酸素液化システム
と、石炭スラリーの分解ガスを燃料とする生成ガス発電
システムまたは石炭スラリーの残滓の分解ガスを燃料と
する残滓ガス化発電システムの少なくともいずれか一方
とを備えた構成とする。

【００２３】この発明によれば、原子炉で発生する熱の
回収を低温度まで効率良く行いまた、効率良く冷熱を製
造することにより、夜間の原子力エネルギーで効率良く
酸素の液化貯蔵が行え、昼間の炭酸ガスの効果的な回収
が行え、環境に優しい負荷平準化原子力システムも同時
に得られる。

【００２４】請求項９の発明は、石炭粉末、溶剤および
触媒を混合して石炭スラリーを調製する石炭スラリー調
製槽と、発電タービンを駆動する蒸気または高温高圧の
ガスを発生する原子炉の圧力容器と遮蔽体あるいは一次
生体遮蔽体壁の間に設けられ前記石炭スラリー調製槽内
の石炭スラリーを一部分流して放射線照射する循環配管
とを備えた構成とする。この発明によれば、人工放射性
同位元素を製造するための設備およびそれを用いた放射
線照射設備等が不要になりシステム構成が簡単になる。

【００２５】すなわち、上記各発明は、原子炉で発生す
る熱中性子を用いて、半減期の短い人工放射性同位元素
を生成し、この人工放射性同位元素を石炭液化システム
で利用して、石炭液化効率の向上、および原子力発電シ
ステムの負荷平準化を達成できるようにしたものであ
る。なお、熱中性子を照射し、半減期が数分から数時間
程度の短い人工放射性同位元素を製造する場合、使用す
る放射性同位元素生成材については、“アイソトープ便
覧”（日本放射線同位元素協会編、丸善（株））「付録
１同位元素表、崩壊図」を参照する。

【００２６】また、石炭液化を行う場合、石炭微粉末の
粒子径をμｍのオーダーにすることが、水素の消費量を
低く抑えながら液化収率を上げるため有利であり、ロッ
ドミル、ボールミル、振動ミル、ディスクミル等で予備
粉砕を行った後、スラリージェット型粉砕機を用いる機
械的な粉砕方法で製造する。ここで、機械的な粉砕の駆
動源としては電力、熱エネルギーを直接機械エネルギー
に変換する手段があり、熱エネルギーを利用するとエネ
ルギー変換効率が向上するので有利である。たとえば、
原子力発電システムで発生する熱エネルギーを利用して
冷熱をつくり、石炭粉末を低温脆性以下の温度にし、燃
焼ガスをパルス燃焼させる時に発生する衝撃波を照射す
れば、一瞬にして石炭の超微粉末が得られる。

【００２７】なお、石炭の微粉末化の手段としては、天
然ガスおよび空気の混合ガスを高温で爆発的に燃焼させ
たとき（パルス燃焼させたとき）に生じる衝撃波を利用
し、加工あるいは蒸発を行う手段、もしくは液体窒素を
用いて低温脆性以下の温度にした物質にパルス燃焼で発
生した衝撃波（衝撃圧力10万気圧程度）を加えることに
より、瞬時に微粉砕化する手段などが挙げられる。ここ
で、液体窒素を使用する手段の場合は、雰囲気が窒素ガ
スになるため、粉塵爆発の防止も同時に図ることができ
るという長所がある。

【００２８】

【発明の実施の形態】本発明の第１の実施の形態の放射
線照射石炭液化プラントを図１ないし図３を参照して説
明する。この実施の形態の放射線照射石炭液化プラント
は図１に示すように、大きい構成部分として、原子力発
電システム１と、スラリー調製部２と、石炭液化システ
ム３と、生成物貯蔵部４とを有し、原子力発電システム
１の原子炉圧力容器内のシュラウド内部に熱中性子照射
装置を組み込み、原子炉圧力容器の胴部に設けたノズル
孔を経由して、熱中性子照射装置にニッケルの表面コー
ティングを有するアルミニウム（Ａｌ）、ケイ素（Ｓ
ｉ）、チタン（Ｔｉ）、バナジウム（Ｖ）、マンガン
（Ｍｎ）などの微粒子を内包する炭素製の搬送子を気流
で供給し、これに熱中性子を照射して人工放射性元素を
生成させ、この半減期の短い人工放射性元素を石炭微粒
子、溶剤、触媒などに混合して、高温・高圧状態にして
石炭液化を行う。

【００２９】図１において、１は原子力発電システムで
あり、５は発電用の水蒸気タービン６の回転に使用する
蒸気を発生する原子炉、７は前記発電に使用した蒸気を
復水して原子炉５に戻す復水器、８は前記原子炉５の圧
力容器内もしくは外に配置された熱中性子照射装置であ
る。熱中性子照射装置８には、搬送気体貯蔵槽９に貯蔵
された搬送気体をコンプレッサ10ａで加圧して搬送子供
給装置48に供給して人工放射性同位元素生成用材の微粒
子を内包する炭素製の搬送子49を移送して、熱中性子照
射装置８において搬送子49に熱中性子を照射し、その内
包する人工放射性同位元素生成用材の微粒子から人工放
射性同位元素微粒子を生成させる。

【００３０】この実施の形態においては、図２に一部拡
大して示すように、熱中性子照射装置８が原子炉５の圧
力容器５ａ内のシュラウド５ｂの一部に組み込まれた構
成になっている。熱中性子照射装置８への人工放射性同
位元素生成用材の搬送配管は、原子炉圧力容器５ａの胴
部のノズル孔５ｇを介して接続されている。なお、図２
において、５ｃは遮蔽体、５ｄは原子炉格納容器、５ｅ
は隔離弁、５ｆはインターナルポンプである。

【００３１】図１に戻って、２はスラリー調製部であ
り、炭素製の搬送子を冷凍破砕装置33で破砕して前記熱
中性子照射装置８で生成させた人工放射性同位元素微粒
子を搬送子より取り出した前記微粒子、石炭粉末貯蔵槽
11から供給される石炭粉末、溶剤貯蔵槽12から供給され
る溶剤、および触媒貯蔵槽13から供給される触媒と混合
して石炭スラリーを調製するスラリー調製槽14を備えて
いる。そして、このスラリー調製槽14で調製された石炭
スラリーは、循環ポンプ10ｂ、バルブ10ｆ、磁気分離器
47および加圧ポンプ10ｃを介して石炭液化システム３側
に供給される構成となっている。磁気分離器47では、石
炭スラリーよりニッケルを表面にコーティングした人工
放射性同位元素微粒子を磁気作用を用いて分離回収する
ようになっている。

【００３２】石炭液化システム３は、スラリー調製部２
から供給される石炭スラリーに水素を供給する水素貯蔵
槽15を付設されており、前記水素を含む被処理体として
の石炭スラリーを加熱する加熱器16、分解・液化反応さ
せる液化反応装置17、および前記液化反応装置17による
分解・液化反応生成物を分離する反応生成物分離装置
（高温分離器）18とを有する。なお、加熱器16は、たと
えば誘導式ヘリカルコイルなどである。

【００３３】そして、前記反応生成物分離装置18で分離
されたガスと油からなる第１の分離成分は、常圧蒸留す
る第１の蒸留塔19で分留され、この第１の蒸留塔19で分
留された生成ガスは生成ガス貯蔵槽20に、軽中質油は軽
中質油貯蔵槽21に、水は水貯蔵槽22にそれぞれ導かれる
構成を採っている。一方、反応生成物分離装置18で分離
された残滓成分を含む第２の分離成分は、減圧蒸留する
第２の蒸留塔23で分留され、残滓成分は残滓成分槽24
に、蒸発成分（溶剤成分）は循環ポンプ10ｅを介して水
素化反応槽25に送られ、ここで水素化処理されて溶剤貯
蔵槽12に供給される。

【００３４】このような構成とした本実施の形態の放射
線照射石炭液化プラントの動作は以下のようになる。先
ず、原子力発電システム１においては、軽水よりなる冷
却材が原子炉５において加熱され、飽和状態の水蒸気と
なって主蒸気管を経由し、水蒸気タービン６に送られ
る。水蒸気タービン６に送られた水蒸気は、水蒸気ター
ビン６を回転・駆動し、この水蒸気タービン６の回転エ
ネルギーが発電機において、電気エネルギーに変換され
て発電が行なわれる。水蒸気タービン６からの排気（あ
るいは抽気）は、排気管を経由して復水器７内の熱交換
部内を流れる海水と熱交換を行って復水となり、その復
水は循環ポンプ10ｄで原子炉５に還流される。

【００３５】一方、原子炉５の圧力容器５ａ内のシュラ
ウド５ｂの一部を形成する熱中性子照射装置８に、搬送
気体貯蔵槽９の搬送気体をコンプレッサ10ａで加圧し
て、放射性同位元素生成用材としてのＡｌ、Ｓｉ、Ｔ
ｉ、Ｖ、Ｍｎなどの天然金属からなり表面にニッケル皮
覆を有する微粒子を内包した炭素製の搬送子49を搬送子
供給装置48より移送する。ここで、熱中性子照射装置８
において、移送される搬送子に10¹²個/ｃｍ²・ｓの熱中
性子束を照射すると、前記Ａｌ、Ｓｉ、Ｔｉ、Ｖあるい
はＭｎは、²⁸Ａｌ、³¹Ｓｉ、⁵¹Ｔｉ、⁵²Ｖあるいは⁵⁶Ｍ
ｎに核種変換する。ここで、熱中性子を照射して人工放
射性同位元素を製造する過程で、核種変換をしなかった
Ｔｉ、Ｖは、スラリー調製槽14に送られると触媒として
作用する。

【００３６】なお、これらの核種変換された核種は、半
減期2.3分（²⁸Ａｌ）、2.6時間（³¹Ｓｉ）、5.8分（⁵¹
Ｔｉ）、3.8分（⁵²Ｖ）あるいは2.6時間（⁵⁶Ｍｎ）で、
それぞれβ^-崩壊を行うので、熱中性子照射装置８にお
ける熱中性子の照射時間は、この生成される核種の半減
期程度の長さに設定する。また、前記生成された核種
は、それぞれの半減期の１／10程度から半減期程度の時
間内に、熱中性子照射装置８からスラリー調製槽14に移
送される。

【００３７】すなわち、図３に示すように、弁５ｈから
隔離弁５ｅの間に人工放射性同位元素生成用材の微粒子
を内包する炭素製の搬送子49を装荷して熱中性子照射装
置８部で熱中性子の照射を所定の時間行う。熱中性子の
照射が終わる前に搬送子供給装置48に搬送子49を装荷
し、熱中性子の照射が終わると隔離弁５ｅと弁５ｈを開
放し、コンプレッサ10ａで搬送気体を加圧して搬送子供
給装置48に供給する。また弁50も開放して搬送気体を注
入する。弁50へ分岐する搬送気体圧力は、弁５ｈを通過
する搬送気体圧力損失より多少大きな圧力損失を弁50等
でつけるようにする。

【００３８】放射線検出器５ｊ、５ｋで搬送子49の放射
線量を測定し、放射線検出器５ｋで放射線が検出された
一定時間後に切換弁５ｉを切換えて搬送気体貯蔵槽９へ
の管路よりスラリー調製槽14への管路構成とし、熱中性
子が照射された搬送子49がスラリー調製槽14へ搬送され
るようにする。

【００３９】放射線検出器５ｊで通過する搬送子49の放
射線量の計測を行い、放射線量の検出が無くなると弁５
ｈ、隔離弁５ｅを閉鎖する。また、放射線検出器５ｋで
通過する搬送子49の放射線量の計測を行っていて、放射
線量の検出が無くなると、一定時間後に切換弁５ｉを切
換えてスラリー調製槽14への管路より搬送気体貯蔵槽９
への管路構成とし、弁52を開放する。

【００４０】弁５ｈ以降に搬送子49が無くなると弁50、
51、52を閉鎖してコンプレッサ10ａでの加圧を停止す
る。その後、熱中性子照射装置８経由の弁５ｈから隔離
弁５ｅのあいだの圧力が熱中性子照射期間中に上昇しな
いように弁５ｈ、隔離弁５ｅから搬送気体が搬送気体貯
蔵槽９に排出されるルート（図示せず。途中に除熱機構
を設ける）を機能させる。

【００４１】この放射性同位元素の移送のインターバル
は、スラリー調製槽14で石炭スラリーにβ^-線やγ線を
照射する時間（生成された核種の半減期程度の長さ）が
終了する毎である。

【００４２】スラリー調製部２においては、石炭粉末貯
蔵槽11から供給される原料石炭粉末、溶剤貯蔵槽12から
供給される石炭液化用の循環溶剤、触媒貯蔵槽13から供
給される液化油収率を上げるための触媒、および前記変
換された人工放射性同位元素 ²⁸Ａｌ、³¹Ｓｉ、⁵¹Ｔｉ、
⁵²Ｖ、⁵⁶Ｍｎの、それぞれ石炭スラリー１トン当たり、
0.66kg、110kg、2.5Kg、0.068kg、0.036kgをそれぞれス
ラリー調製槽14に送り込み、一定の槽内雰囲気、圧力お
よび温度条件に保持しながら内設の攪拌機にって混合
し、一定濃度の石炭スラリーが造られる。また、熱中性
子照射装置８より冷凍破砕装置33に送られた炭素製の搬
送子49に液体窒素等を噴射後に衝撃を与え、炭素製搬送
子49を破砕して中より人工放射性同位元素微粒子を取り
出し、微粒子のみが石炭スラリー調製槽14に送りこまれ
る。

【００４３】ここで、使用する原料石炭は、石炭中に含
まれる５〜30重量％の水分を通常１〜２重量％まで乾燥
し、石炭粒子の粒径が150μｍ以下に粉砕されたもので
ある。また、溶剤としては、水素供与能のある油、例え
ばテトラリン、テトラヒドロアントラセンなど芳香族成
分の含有量の高い油を用いることが望ましく、石炭液化
で得られる重質油を水素化することにより得られる石炭
系溶剤（テトラリンなどを含む）が好ましい。

【００４４】さらに、触媒としては特に限定されない
が、触媒能を有する金属種として鉄（Ｆｅ）、ニッケル
（Ｎｉ）、モリブデン（Ｍｏ）、チタン（Ｔｉ）、バナ
ジウム（Ｖ）およびランタン（Ｌａ）等があるが、鉄
（Ｆｅ）、ニッケル（Ｎｉ）が安価で入手しやすく、石
炭液化反応での触媒作用も大きい。鉄系触媒として合成
硫化鉄触媒、水酸化鉄または天然鉄鉱石触媒も使用でき
る。いずれの場合も、触媒は粒径16μｍ以下のものを90
％以上含有していることが好ましい。

【００４５】また、スラリー調製槽14での調製におい
て、石炭スラリーの濃度は、原料石炭の乾燥重量に対す
る溶剤の重量比（溶剤／原料石炭）で1.0〜4.0程度、ま
た、触媒の添加量は石炭粒子の乾燥重量に対して0.5〜
５重量％程度である。そして、スラリー調製槽14の槽内
雰囲気は不活性ガス雰囲気、温度は40〜100℃程度、圧
力は１〜10気圧程度である。

【００４６】スラリー調製槽14で混合・調製された石炭
スラリーは、人工放射性同位元素（ ²⁸Ａｌ、³¹Ｓｉ、⁵¹
Ｔｉ、⁵²Ｖ、⁵⁶Ｍｎ）の半減期と同程度の時間の間、放
射線（β^-線およびγ線）を照射しながら循環ポンプ10
ｂによって、スラリー調製部２内で循環される（このと
きバルブ10ｆは閉止）。ここで、石炭スラリーに照射さ
れる放射線量は10²〜10¹⁰レントゲン程度である。

【００４７】上記所定の放射線照射が終わると、バルブ
10ｆを開いて石炭スラリーを磁気を利用した分離器47に
導き、石炭スラリーよりニッケルを表面にコーティング
した人工放射性同位元素微粒子を磁気作用で回収し、引
き続きプランジャータイプのスラリーポンプなどを用い
た加圧ポンプ10ｃに石炭スラリーが流れるようにする。
加圧ポンプ10ｃに流れた時点で、石炭スラリーを100〜2
00気圧に加圧すると、そのとき、水素貯蔵槽15から供給
される水素もコンプレッサーなどにより同じ圧力に昇圧
される。また、加圧された石炭スラリーは、加熱器16に
よって350〜450℃程度に加熱する。そして、引き続く液
化反応装置17での反応温度は400〜500℃程度で、圧力は
前記加圧ポンプ10ｃで昇圧された圧力であり、反応装置
17内の滞留時間は40〜80分間程度である。

【００４８】液化反応装置17での石炭液化反応により得
られた生成物は、反応生成物分離装置18に送られ、この
分離装置18において生成ガス（高圧ガスを含む）、水お
よび軽中質油（沸点が260℃未満の留分）からなる成分
（第１の分離成分）と重質油（沸点が260℃以上の留
分）および残滓からなる成分（第２の分離成分）とに分
離される。このうち生成ガス、水および軽中質油からな
る第１の分離成分は、減圧弁（図示省略）を経て常圧蒸
留する第１の蒸留塔19に送られ、生成ガス、水および軽
中質油成分に分離され、生成ガス貯蔵槽20、軽中質油貯
蔵槽21および水貯蔵槽22に分離貯蔵される。

【００４９】一方、反応性生物分離装置18における重質
油および残滓（残渣）からなる第２の分離成分は、減圧
弁（図示省略）を経て減圧蒸留する第２の蒸留塔23に送
られ、この蒸留塔23で減圧蒸留（1.3〜11ｋＰａまで減
圧）され、538℃以上の沸点留分のものは液化残滓（残
渣）として残滓成分槽24に排出して貯蔵される。また、
260〜538℃の沸点留分の重質油は、一旦常圧に戻した
後、高圧の循環ポンプ10ｅで加圧し、加熱器（図示せ
ず）で高温にしてアルミナ担体にＮｉ−Ｍｏ触媒または
Ｃｏ−Ｍｏ触媒などを担持させたものを充填した固定床
の水素化反応槽25に送られる。

【００５０】そして水素貯蔵槽15から導かれる水素も加
圧して水素化反応槽25において水素雰囲気下、270〜380
℃、80〜120気圧で１〜２時間、水素化反応を行いテト
ラリンなどの成分からなる水素化溶剤を生成する。ここ
で、得られた水素化溶剤は、溶剤貯蔵槽12に戻し、石炭
液化用溶剤として循環使用する。

【００５１】本実施の形態の放射線照射石炭液化プラン
トにおいては、原子炉５で発生する熱中性子を用いて、
半減期が数分から数時間のβ崩壊を行う人工放射性同位
元素を生成させ、この人工放射性同位元素を微粉炭、触
媒、溶剤と混合し、石炭液化反応の事前処理として放射
線を照射する。そして、この放射線処理によって、β線
およびγ線が石炭構造を効果的に緩和させ、その後の液
化反応での水素化分解の効率を向上することができる。
つまり、従来の石炭液化法に比べて、低温低圧条件で所
望の液化油収率を達成でき、石炭液化装置の建設費およ
び稼動費を低減することができる。

【００５２】すなわち、半減期が数分から数時間のβ崩
壊を行う人工放射性同位元素を原子炉５周辺で製造し、
隣接する石炭液化システム３に、前記放射性元素を供給
する構成を採っている。したがって、原子力発電システ
ム１内に、直接大量の可燃物を持ち込むことなく、原子
力発電システム１の熱中性子を利用した低コストの石炭
液化プラントとして機能する。

【００５３】しかも、前記放射線の半減期は短く、自然
放射線レベル以下に短時間で低下するため、照射使用後
の人工放射性同位元素も取扱が容易であり、また、石炭
粉末に放射線照射を行う事前処理は、常温常圧に近く、
この事前処理に要する装置などを含めたプロセスをシン
プルに構成することができる。

【００５４】また、人工放射性同位元素用材の微粒子の
表面にニッケルコーティングをし、磁気作用を利用して
石炭スラリー中より人工放射性同位元素微粒子の形で回
収することで、高価な人工放射性同位元素用材を効果的
に再利用することができ、また放射性物質を原子力発電
システム１からスラリー調製部２までに限定するので、
石炭液化システム３の大部分を通常の設備と同様に取扱
うことができる。

【００５５】さらに、人工放射性同位元素微粒子の搬送
を炭素製の搬送子49と気体搬送システム（９，10ａ，4
8）を用いて行うことにより、熱中性子照射装置８内で
の搬送速度と外での搬送速度を変えることができ、熱中
性子照射装置８よりスラリー調製槽14への高速搬送が行
えるためにこの間の距離を長くすることが可能になる。

【００５６】次に本発明の第２の実施の形態の放射線照
射石炭液化プラントを説明する。この実施の形態は、原
子力発電システム１の原子炉圧力容器５ａ内のシュラウ
ド５ｂ内部に熱中性子照射装置８を組み込み、別に天然
元素のケイ素（Ｓｉ）、チタン（Ｔｉ）、クロム（Ｃ
ｒ）、ニッケル（Ｎｉ）、銅（Ｃｕ）、亜鉛（Ｚｎ）な
どから濃縮分離された同位体³⁰Ｓｉ、⁵⁰Ｔｉ、⁵⁴Ｃｒ、
⁶⁴Ｎｉ、⁶⁵Ｃｕ、⁶⁸Ｚｎ等を含む微粒子を炭素製の搬送
子に内包して、原子炉圧力容器５ａの胴部に設けたノズ
ル孔を経由して熱中性子照射装置８に気流で供給し、こ
れに熱中性子を照射して人工放射性元素を生成させ、こ
の半減期の短い人工放射性元素を石炭微粒子、溶剤、触
媒などに混合して、高温・高圧状態にして石炭液化を行
う。

【００５７】すなわち、この実施の形態は、前記第１の
実施の形態の場合（図１参照）と同様の構成であるが、
Ｓｉ、Ｔｉ、Ｃｒ、Ｎｉ、Ｃｕ、Ｚｎなどの同位体であ
る³⁰Ｓｉ、⁵⁰Ｔｉ、⁵⁴Ｃｒ、⁶⁴Ｎｉ、⁶⁵Ｃｕ、⁶⁸Ｚｎな
どを分離し、それに熱中性子を照射して、半減期の短い
放射性元素に核種変換を行いこれを石炭液化に利用す
る。

【００５８】ここで、同位体の分離方法としては、分離
係数が理想的には無限大である同位体分離法である電磁
分離法およびレーザ分離法がある。この実施の形態で
は、レーザ分離法によって、同位体の分離を行う。図４
を用いて可視光パルスレーザ利用選択的多段電離、ある
いは基底準位よりの励起した状態でマイクロクラスター
生成を行う過程を利用した同位体分離システムについて
説明する。

【００５９】この同位体分離システムにおいては、可視
光パルスレーザ発振装置53を駆動して発振した可視光パ
ルスレーザ光65を光学系を用いてスリット状にして回転
筒66上の分離用金属元素からなる人工放射性同位元素生
成用材供給膜62の表面に焦点を結ぶように照射し、この
人工放射性同位元素生成用材を蒸発させる。なお、この
回転筒66は回転駆動され、この人工放射性同位元素生成
用材供給膜62を走行させて巻取筒67に巻き取らせる。こ
れにより、レーザ光65が照射されて蒸発した部分をこの
レーザ照射位置から排除し、常に新たな部分がこのレー
ザ照射位置に移動される。

【００６０】上記の蒸発した人工放射性同位元素生成用
材は、ヘリウムガス60で超音速ノズル55に搬送する。こ
の超音速ノズル55の噴出口前の領域64で、人工放射性同
位元素生成用材の着目する同位体をたとえば３段階で光
励起して電離するための３種類の共鳴吸収波長のパルス
レーザ光（通常このレーザ光は可視光の波長になる）を
合成したレーザ光を照射して着目する同位体の電離を行
う。３段目の電離のための励起を行うための共鳴吸収断
面積は、他の段に比べて小さいため、その吸収断面積が
電離を行うときの律則条件となる。そこで電離まで行な
わずに１段目の励起状態にしておくことを考えてもよ
い。

【００６１】この超音速ノズル55の噴出口前の領域64で
は、蒸発した人工放射性同位元素生成用材が搬送ガスの
ヘリウムガス60と衝突を起こしながら冷却され、マイク
ロクラスターを形成する。このマイクロクラスターの形
成過程において、電離したり、基底準位より励起した元
素とそうでないものはそれぞれ異なるマイクロクラスタ
ー形成確率となり、自然界の同位体比とは異なる同位体
比のマイクロクラスターが形成され、電離したり基底準
位より励起した元素は単体のままで残り、超音速ノズル
55の噴出口から搬送気体とともに噴出される。

【００６２】この超音速ノズル55の噴出口から噴出した
マイクロクラスターを含む人工放射性同位元素生成用材
の蒸気は、断熱膨脹を行い、凍結流れとなる。この凍結
流れは、電子シャワー発生装置57で生成した電子雲を通
過して電離される。この電離された凍結流れが電界が付
加された回収装置58の電極間を通過するとき、マイクロ
クラスター、単原子、搬送ガスは質量が異なり、速度も
異なっているため電界により分離される。超音速ノズル
噴出前に電離したり基底準位より励起した濃縮をおこな
いたかった人工放射性同位元素生成用材（³⁰Ｓｉ、⁵⁰Ｔ
ｉ、⁵⁴Ｃｒ、⁶⁴Ｎｉ、⁶⁵Ｃｕ、⁶⁸Ｚｎ）は単体のままで
速度が速いため分離元素回収膜63まで到達して捕捉回収
される。

【００６３】分離元素回収膜63は、一定量の人工放射性
同位元素生成用材が付着すると巻き取られて新しい膜面
が回収用に露出される。分離元素回収膜63での人工放射
性同位元素生成用材（³⁰Ｓｉ、⁵⁰Ｔｉ、⁵⁴Ｃｒ、⁶⁴Ｎ
ｉ、⁶⁵Ｃｕ、⁶⁸Ｚｎ）の回収が終了すると、膜より人工
放射性同位元素生成用材を分離して人工放射性元素生成
用材の微粒子加工を行う。搬送ガスのヘリウムガスは排
気ヘリウムガス61となって排出され、精製されて再度ヘ
リウムガス60として循環して用いる。

【００６４】また、前記の可視光パルスレーザ発振装置
53から発振された可視光パルスレーザ光65は、上述の如
く回転筒66上の人工放射性同位元素生成用材供給膜62の
表面に照射されて分離用金属元素を蒸発させるが、この
蒸発には一部しか利用されず、残りは反射して可視光パ
ルスレーザ集光装置56に入射する。この入射した可視光
パルスレーザ光は、図示しないレーザ光伝送管等を経由
して微細藻類培養システム等に導かれる。

【００６５】この実施の形態の放射線照射石炭液化プラ
ントは、基本的に前記第１の実施の形態と同様の作用
で、同様の効果が得られるが、さらに、次ぎのような効
果も得られる。

【００６６】すなわち、ケイ素Ｓｉは、³⁰Ｓｉのみが熱
中性子を吸収して人工放射性同位元素として核種変換
し、存在比が3.09％であるため、同位体分離をすること
により、人工放射性同位元素生成の効率が天然元素の場
合に比べ約32倍になる。

【００６７】チタンＴｉは、⁵⁰Ｔｉのみが熱中性子を吸
収して人工放射性同位元素として核種変換し、存在比が
5.34％であるため、同位体分離をすることにより、人工
放射性同位元素生成の効率が天然元素の場合に比べ約19
倍になる。

【００６８】クロムＣｒでは、⁵⁰Ｃｒが熱中性子で核種
変換を行うと半減期の長い放射性同位元素に変換するた
め、これを除去する必要がある。しかし、人工放射性同
位元素として核種変換に適した⁵⁴Ｃｒの存在比が2.38％
であるため、同位体分離をすることにより、人工放射性
同位元素生成の効率が天然元素の場合に比べ約42倍にな
る。

【００６９】ニッケルＮｉでは、⁵⁸Ｎｉおよび⁶²Ｎｉが
熱中性子で核種変換を行うと半減期の長い放射性同位元
素に変換するため、これを除去する必要がある。しか
し、人工放射性同位元素として核種変換に適した⁶⁴Ｎｉ
の存在比が1.08％であるため、同位体分離をすることに
より、人工放射性同位元素生成の効率が天然元素の場合
に比べ約93倍になる。

【００７０】銅Ｃｕの場合には、⁶³Ｃｕが熱中性子で核
種変換を行うと半減期の長い放射性同位元素に変換する
ため、これを除去する必要がある。しかし、人工放射性
同位元素として核種変換に適した⁶⁵Ｃｕの存在比が30.9
1％であるため、同位体分離をすることにより人工放射
性同位元素生成の効率が天然元素の場合に比べ約３倍に
なる。

【００７１】亜鉛Ｚｎでは、⁶⁴Ｚｎが熱中性子で核種変
換を行うと半減期の長い放射性同位元素に変換するた
め、これを除去する必要がある。しかし、人工放射性同
位元素として核種変換に適した⁶⁸Ｚｎ、⁷⁰Ｚｎの存在比
が18.57％、0.62％であるため、同位体分離をすること
により、人工放射性同位元素生成の効率が天然元素の場
合に比べ約５倍および約161倍になる。

【００７２】また、マイクロクラスターを生成する過程
中に着目同位元素をレーザ光で選択的に励起した状態に
することでマイクロクラスター化を阻害する方法を採用
すると、多段励起で電離まで行ってマイクロクラスター
化を阻害する方法に比べて光反応確率が大きいため同位
体分離効率が良くなる。

【００７３】次に本発明の第３の実施の形態を説明す
る。この実施の形態の放射線照射石炭液化プラントは、
図５に示すように、原子炉圧力容器５ａ内のシュラウド
５ｂの一部として組み込んだ熱中性子照射装置８に対す
る人工放射性同位元素生成用材の供給および、生成（製
造）した人工放射性同位元素のスラリー調製槽14に対す
る供給の構成に特徴がある。

【００７４】すなわち、原子炉圧力容器５ａの下部に設
けたノズル孔５ｇを経由して、人工放射性同位元素生成
用材の微粒子を熱中性子照射装置８に供給し、これに熱
中性子を照射して半減期の短い人工放射性元素を生成さ
せ、この人工放射性元素を原子炉圧力容器５ａの同じく
下部に設けた他のノズル孔５ｇを介して、スラリー調製
槽14へ移送したのち、石炭微粒子、溶剤、触媒などに混
合して、高温・高圧状態にして石炭液化を行う放射線照
射石炭液化プラントである。そのほかの構成は前記第１
の実施の形態と同じである。

【００７５】この実施の形態の放射線照射石炭液化プラ
ントは、基本的に、前記第１の実施の形態と同様に作用
し、同様の効果を生じる。また、熱中性子照射装置８へ
の配管が原子炉圧力容器５ａの胴部ノズル孔５ｇを経由
してなされていないため、インターナルポンプ５ｆの分
解点検作業に対して作業性を阻害することがない。

【００７６】次に本発明の第４の実施の形態を説明す
る。この実施の形態は図６に示すように、原子炉圧力容
器５ａ内で、シュラウド５ｂ外周面との間に熱中性子照
射装置８を組み込み配置する一方、熱中性子照射装置８
に対する人工放射性同位元素生成用材の供給、および、
生成（製造）した人工放射性同位元素のスラリー調製槽
14に対する供給の構成に特徴がある。

【００７７】すなわち、原子炉圧力容器５ａの胴部に設
けたノズル孔５ｇを経由して、人工放射性同位元素生成
用材の微粒子を中性子照射装置８に供給し、これに熱中
性子を照射して半減期の短い人工放射性元素を生成さ
せ、この人工放射性元素を原子炉圧力容器５ａの同じく
胴部に設けた他のノズル孔５ｇを介してスラリー調製槽
14に移送した後、石炭微粒子、溶剤、触媒などに混合し
て、高温・高圧状態にして石炭液化を行う放射線照射石
炭液化プラントである。そのほかの構成は前記第１の実
施の形態と同じである。

【００７８】なお、本実施の形態は、図７に要部構成を
拡大して示すように、原子炉圧力容器５ａの下部に設け
たノズル孔５ｇを経由して、人工放射性同位元素生成用
材の微粒子を中性子照射装置８に供給する一方、これに
熱中性子を照射して半減期の短い人工放射性元素を生成
させ、この人工放射性元素を原子炉圧力容器５ａの同じ
く下部に設けた他のノズル孔５ｇを介して、スラリー調
製槽14に移送した後、石炭微粒子、溶剤、触媒などに混
合して、高温・高圧状態にして石炭液化を行う構成とし
てもよい。

【００７９】この実施の形態およびその変形の放射線照
射石炭液化プラントは、基本的に、前記第１の実施の形
態と同様に作用し、同様の効果を生じる。また、熱中性
子照射装置８が原子炉圧力容器５ａとシュラウド５ｂの
間に設置されているため、熱中性子照射装置８の保守を
行う時に容器外に取出す作業を容易におこなうことがで
きる。

【００８０】次に本発明の第５の実施の形態を説明す
る。この実施の形態は、図８に示すように、原子炉圧力
容器５ａと遮蔽体５ｃとの間に熱中性子照射装置８を組
み込み配置した構成を採っている点に特徴がある。すな
わち、原子炉格納容器５ｄおよび遮蔽体５ｃの胴部をそ
れぞれ貫通・経由して、人工放射性同位元素生成用材の
微粒子を中性子照射装置８に供給する一方、これに熱中
性子を照射して半減期の短い人工放射性元素を生成さ
せ、この人工放射性元素を原子炉炉格納容器５ｄおよび
遮蔽体５ｃの同じく胴部を貫通・経由して、スラリー調
製槽14に移送した後、石炭微粒子、溶剤、触媒などに混
合して、高温・高圧状態にして石炭液化を行う放射線照
射石炭液化プラントである。そのほかの構成は前記第１
の実施の形態と同じである。

【００８１】この実施の形態の放射線照射石炭液化プラ
ントは、基本的に、前記第１の実施の形態と同様に作用
し、同様の効果を生じる。熱中性子照射装置８が原子炉
圧力容器５ａと遮蔽体５ｃの間に設置されているため、
熱中性子照射装置８の保守を行う時に容易に取出し作業
を行うことができる。また、原子炉圧力容器５ａに取付
けられるノズル孔が少なくなり、原子炉圧力容器５ａの
製作が容易になるとともに信頼性が増す。

【００８２】次に本発明の第６の実施の形態を説明す
る。この実施の形態は、図９に示すように、原子炉圧力
容器５ａ内の炉心領域に、炉心燃料の外形形状と同一に
形成した熱中性子照射装置８を組み込み配置した構成を
採っている点に特徴がある。すなわち、圧力容器５ａの
下部に設けられたノズル孔５ｇを介して人工放射性同位
元素生成用材の微粒子を中性子照射装置８に供給する一
方、これに熱中性子を照射して半減期の短い人工放射性
元素を生成させ、この人工放射性元素を同じく圧力容器
５ａの下部に設けられた他のノズル孔５ｇを経由して、
スラリー調製槽14に移送して、石炭微粒子、溶剤、触媒
などと混合して、高温・高圧状態にして石炭液化を行う
放射線照射石炭液化プラントである。その他の構成は前
記第１の実施の形態と同じである。

【００８３】この実施の形態における石炭液化プラント
は、基本的に、前記第１の実施の形態の場合と同様の作
用で、同様の効果が得られるが、前記のように炉心に熱
中性子照射装置８を配置したことにより、シュラウド５
ｂ自体もしくはその外周面に近接して配置した場合に比
べて、約３倍程度と多量の熱中性子を照射できるので、
熱中性子の照射時間を大幅に短縮することができる。

【００８４】次に本発明の第７の実施の形態を説明す
る。この実施の形態は、図１に示した原子力発電システ
ム１がヘリウムガスを冷却材とした高温ガス冷却原子力
発電システムであって、図10に示すように、原子炉圧力
容器68内の可動反射体領域あるいは固定反射体領域に、
可動反射体69あるいは固定反射体70の外形形状と同一に
形成した熱中性子照射用スタンドパイプ71を組み込み配
置した構成に特徴がある。

【００８５】すなわち、図10に要部構成を拡大して示す
ように、圧力容器68の上部および下部に設けられたノズ
ル孔を介して熱中性子照射用スタンドパイプ71が取付け
られ、その中を人工放射性同位元素生成用材の微粒子を
内包した炭素製の搬送子が搬送気体で装荷される。そし
て、この搬送子に熱中性子を照射して半減期の短い人工
放射性元素を生成させ、スラリー調製槽14に移送して、
石炭微粒子、溶剤、触媒などと混合して、高温・高圧状
態にして石炭液化を行う放射線照射石炭液化プラントで
ある。

【００８６】この実施の形態においては、上記のよう
に、熱中性子照射用スタンドパイプ71が原子炉圧力容器
68内の可動反射体69の領域または固定反射体70の領域に
組み込まれた構成となっており、熱中性子照射用スタン
ドパイプ71への人工放射性同位元素生成用材の微粒子を
内包した炭素製の搬送子の搬送を、搬送子装着装置73に
搬送子を装着して搬送気体貯蔵槽９よりの搬送ガスを搬
送気体注入ポンプ72で搬送子装着装置73に注入して行う
構成である。

【００８７】この実施の形態の放射線照射石炭液化プラ
ントは、基本的に、前記第１の実施の形態と同様に作用
し、同様の効果を生じる。熱中性子照射用スタンドパイ
プ71が原子炉圧力容器68の可動反射体69の領域または固
定反射体70領域に組み込まれ、スタンドパイプ71内を人
工放射性同位元素生成用材を搬送するための搬送子を気
相搬送するようになっているため、原子炉圧力容器68内
の構造が簡素化でき、前記第１ないし第６の実施の形態
における熱中性子照射装置８とは異なり製造が容易であ
るとともに信頼性の高い石炭液化プラントを提供できる
ようになる。点検・保守作業も容易である。

【００８８】次に本発明の第８の実施の形態を説明す
る。この実施の形態は、図示を省くが、上記第１から第
７までの実施の形態の放射線照射石炭液化プラントにお
いて原子力発電システム１が、原子炉圧力容器５ａある
いは68の外側で遮蔽体５ｃあるいは一次生体遮蔽体壁の
間に石炭スラリー調製槽14からの石炭スラリー分流・循
環配管を組み込み、熱中性子照射装置８あるいは熱中性
子照射用スタンドパイプ71の組み込みを削除した構成と
する。そして、石炭スラリー調製槽14に石炭微粒子、溶
剤、触媒などを入れて混合し、一部分流して原子炉圧力
容器５ａあるいは68の外側で遮蔽体５ｃあるいは一次生
体遮蔽体壁79の間の循環配管に石炭スラリーを導いてγ
線を照射して、高温・高圧状態にして石炭液化を行う放
射線照射石炭液化プラントである。

【００８９】この実施の形態の石炭液化プラントは、基
本的に、前記第１から第７までの実施の形態の石炭液化
プラントと同様に作用し、同様の効果を生じるが、石炭
スラリーを直接原子炉圧力容器の外側に導いてγ線を照
射して石炭スラリーの調製を行うため同時に熱中性子の
照射を受け、石炭スラリー中に含まれる元素の核種変換
を行い、長寿命の人工放射性元素を生成する可能性があ
るため、核種変換が発生しても放射線量が自然放射線量
以下にとどまるような時間以下の照射時間になるように
する。また、原子炉格納容器内部に可燃物を入れるため
火災発生事故が発生しても事故の拡散がないようにする
対策を講じる必要がある。しかし、人工放射性同位元素
を製造するための設備およびそれを用いた放射線照射設
備等が不要になりシステム構成が簡単になる。

【００９０】次に本発明の第９の実施の形態を説明す
る。図11は、この実施の形態の放射線照射石炭液化プラ
ントの概略構成を示すブロック図である。この石炭液化
プラントは、前記第１の実施の形態における水素貯蔵槽
15の代わりに水電解装置30と、この水電解装置30に純水
を供給する水供給路31と水電解装置30における電気分解
で発生した酸素を貯蔵する酸素貯蔵槽32を設けた構成で
ある。つまり、水電解装置30に純水を供給し、この純水
を原子力発電システム１で発電した電力で電気分解し、
酸素を酸素貯蔵槽32に貯蔵する一方、水素を石炭液化シ
ステム３の液化反応装置17に供給する。なお、水電解装
置30としては、アルカリ水溶液電解質を使用するもの
（変換効率60〜80％）が一般的であるが、固体高分子膜
を使用する方式でもよい。

【００９１】この実施の形態も、上記第１の実施の形態
と基本的に同様の作用効果を呈するが、さらに下記のよ
うな作用効果がある。すなわち、夜間の電力需要は昼間
のピーク需要の約60％程度であるので、余剰の電力（夜
間に発生する電力の約40％）の利用により、水素および
酸素を生成して、そのうち水素を石炭液化システム３に
供給して石炭の液化を行う。そのため、原子力発電シス
テム１の稼動効率が向上する。このように、原子力発電
システム１の夜間電力を利用し、水電解装置30で水素を
製造して石炭液化システム３に供給することで、原子力
発電システム１の負荷平準化を得ることができる。ま
た、電気分解で得られる水素を貯蔵せずに石炭液化にす
ぐ使うことによって大量の水素を貯蔵するための設備が
不要になる。

【００９２】次に本発明の第10の実施の形態を説明す
る。この実施の形態は、図12に示すように、上記第９の
実施の形態の構成を基本としながら、混合媒体システム
85、冷媒製造システム86、深冷式炭酸ガス・酸素液化シ
ステム34、貯蔵冷熱変換システム35、生成ガス発電シス
テム36などを付設した構成とした放射線照射石炭液化プ
ラントである。

【００９３】すなわち、この実施の形態の放射線照射石
炭液化プラントは、原子力発電システム１の発電用水蒸
気タービン６の排気蒸気（あるいは抽気した蒸気）を用
いた混合媒体システム85、冷媒製造システム86、この冷
媒製造システム86の冷熱を利用してコンプレッサの発熱
を除去する深冷式炭酸ガス・酸素液化システム34など
が、生成ガス発電システム36に連接した構成としてい
る。

【００９４】図13は混合媒体システム85と冷媒製造シス
テム86の詳細を示したものである。すなわち、加圧ポン
プ93で加圧された中濃度混合媒体が、中圧分離機89の低
濃度の混合媒体液と熱交換器99で熱交換を行って加熱さ
れ、さらに原子力発電システム１の復水器７で水蒸気タ
ービン６の排気（あるいは抽気）で加熱され、高圧分離
器88に導かれて高濃度の混合媒体蒸気と低濃度の混合媒
体液に分離され、高濃度の混合媒体蒸気は分岐されて混
合媒体タービン87に導かれてこれを駆動して同軸に結合
された発電機94で発電をおこなう。

【００９５】混合媒体タービン87の前で分岐された残り
の高濃度の混合媒体蒸気は凝縮器92に導かれ、ここで加
圧ポンプ93で加圧された中濃度の混合媒体液の分流され
たものおよび深層冷海水95と熱交換して、冷却されて復
液して冷媒製造システム86の膨脹弁96で断熱膨脹して冷
媒となり、深冷式炭酸ガス・酸素液化システム34で熱交
換を行って冷媒製造システム86の吸収器97に戻る。

【００９６】高圧分離器88で生成された低濃度の混合媒
体液は減圧弁98を介して中圧分離器89に導かれて高濃度
の混合媒体蒸気と低濃度の混合媒体液に分離される。そ
して、高濃度の混合媒体蒸気は混合媒体タービン87の中
段に導かれ、これを駆動して発電を行う。

【００９７】中圧分離器89で分離された低濃度の混合媒
体液は熱交換器99で加圧ポンプ93で加圧された中濃度の
混合媒体液と熱交換を行って冷却され、分岐されて絞り
弁100を経由して吸収器90に導かれて、混合媒体タービ
ン87の排気と混合吸収して復液器91に導かれ、海水（深
層冷海水）95と熱交換をして冷却されて復液する。

【００９８】中圧分離器89で分離され分岐された残りの
低濃度の混合媒体液は冷媒製造システム86の吸収器97に
絞り弁101を経由して導かれ、ここで深冷式炭酸ガス・
酸素液化システム34で熱交換を行ってきた高濃度の混合
媒体を吸収して復液器102に導かれ、海水（深層冷海
水）95と熱交換をして復液する。この混合媒体液は混合
媒体システム85の復液器91で復液した混合媒体液と合流
して加圧ポンプ93の入口側に導かれる。

【００９９】加圧ポンプ93で加圧された混合媒体液は分
岐して凝縮器92で熱交換をして加熱され、分岐した残り
は中圧分離器89で分離された低濃度混合媒体液と熱交換
器99で熱交換をして加熱され、これら加熱された混合媒
体液は合流した後で再度分流して、一部は減圧弁103を
経由して中圧分離器89に導かれ、残りは原子力発電シス
テム１の復水器７に導かれて加熱される。

【０１００】以上を要約すれば、混合媒体システム85の
凝縮器92で凝縮された高濃度の混合媒体が、冷媒製造シ
ステム86の膨脹弁96で断熱膨脹をして冷媒となり、深冷
式炭酸ガス・酸素液化システム34で熱交換をして加熱さ
れて戻り、吸収器97に導かれ、海水（深層冷海水）95と
熱交換を行って冷却されて復液し、この復液が混合媒体
システム85の加圧ポンプ93の入口側に導かれる構成であ
る。なお、混合媒体はアンモニア水溶液およびエタノー
ル水溶液からなる。

【０１０１】図14は、第１２図における深冷式炭酸ガス
・酸素液化システム34の詳細を示したものである。すな
わち、冷媒製造システム86の膨脹弁96および吸収器97と
熱交換システム112、113、114、115とが熱回路で結合さ
れており、膨脹タービン118、119と液体炭酸ガス貯蔵槽
38、液体酸素貯蔵槽37とが熱交換システム116を経由し
て熱回路で結合されており、貯蔵冷熱変換システム35の
ポンプ129と熱交換器110、111、熱交換システム112〜11
5とが熱回路で結合されている。

【０１０２】このような回路において、コンプレッサ10
4で窒素ガスが加圧され、熱交換システム112では、冷媒
製造システム86で生成された混合媒体冷媒と貯蔵冷熱変
換システム35に貯蔵された冷媒とで冷却され、精製装置
107で不純物が除去され、膨脹タービン117で断熱膨脹し
て液体窒素となり、熱交換システム116で熱交換を行っ
て窒素ガスとなり、熱交換システム114で冷却されてコ
ンプレッサ104に循環する。

【０１０３】また、生成ガス発電システム36で生成され
た炭酸ガスを熱交換器111で貯蔵冷熱変換システム35に
貯蔵された冷媒で冷却してコンプレッサ105に導いて加
圧し、さらに熱交換器110で貯蔵冷熱変換システム35か
らの冷媒で冷却し、精製装置108で不純物を除去し、膨
脹タービン118で断熱膨脹をして液体炭酸ガスとし、熱
交換システム116で熱交換を行って液体炭酸ガス貯蔵槽3
8に貯蔵する。

【０１０４】また、水電解装置30で生成された酸素を熱
交換システム115で冷媒製造システム86からの冷媒と貯
蔵冷熱変換システム35からの冷媒で冷却してコンプレッ
サ106に導いて加圧し、さらに熱交換システム113で冷媒
製造システム86からの冷媒と貯蔵冷熱変換システム35か
らの冷媒で冷却し、精製装置109で不純物を除去し、膨
脹タービン119で断熱膨脹をして液体酸素とし、熱交換
システム116で熱交換を行って液体酸素貯蔵槽37に貯蔵
する図15は、図12における生成ガス発電システム36と、
貯蔵冷熱交換システム35の詳細を示したものである。す
なわち、生成ガス発電システム36は、燃焼器120、ガス
タービン121、廃熱回収ボイラ122、水蒸気タービン12
3、復水器124、熱交換器125等で構成される。復水器124
および熱交換器125と混合媒体システム85の加圧ポンプ9
3および高圧分離器88とが熱回路で結合されている。ま
た、生成ガス貯蔵槽20より生成ガスが燃焼器120に供給
される。また、熱交換器125と深冷式炭酸ガス・酸素液
化システム34の熱交換器111とが熱回路で結合され水蒸
気と炭酸ガスで構成される廃ガスが移送される。

【０１０５】貯蔵冷熱変換システム35は、加圧ポンプ12
6、127、熱交換器128、ポンプ129、130、低温冷媒貯蔵
槽131、高温冷媒貯蔵槽132等で構成される。そして、液
体炭酸ガス貯蔵槽38と加圧ポンプ127、液体酸素貯蔵槽3
7と加圧ポンプ126とが熱配管で結合されている。また、
熱交換器128を経由する液体炭酸ガス配管と液体酸素配
管が、生成ガス発電システム36の燃焼器120と結合して
いる。

【０１０６】液体酸素貯蔵槽37、液体炭酸ガス貯蔵槽38
の液体酸素、液体炭酸ガスは、加圧ポンプ126、127で加
圧され、熱交換器128で液体プロパン冷媒と熱交換を行
って高圧ガスとなって燃焼器120に導かれる。液体プロ
パン冷媒は、ポンプ129より深冷式炭酸ガス・酸素液化
システム34の熱交換システムに移送されて熱交換をし、
高温冷媒貯蔵槽132に戻る構成である。

【０１０７】次に、この実施の形態の放射線照射石炭液
化プラントの動作を説明する。すなわち、電力需要の多
い昼間には、生成ガス発電システム36の燃焼器120に、
生成ガス貯蔵槽20に貯蔵された生成ガスを導き、また、
貯蔵冷熱変換システム35において、液体酸素貯蔵槽37お
よび液体炭酸ガス貯蔵槽38にそれぞれ貯蔵された液体酸
素および液体炭酸ガスを加熱・気化させた後、前記燃焼
器120に導いて燃焼させる。この燃焼器120の廃ガスは、
ガスタービン121を駆動して発電機を回して発電が行わ
れる。

【０１０８】ガスタービン121の排気は、廃熱回収ボイ
ラ122で水蒸気を発生させた後、その水蒸気で発電用の
水蒸気タービン123を駆動する。水蒸気タービン123の排
気は、復水器124で混合媒体システム85の加圧ポンプ93
より移送される中濃度の混合媒体と熱交換をして復水
し、廃熱回収ボイラ122に導かれてガスタービン121の排
気と熱交換をして水蒸気となる。

【０１０９】廃熱回収ボイラ122で熱交換を行った廃ガ
スは熱交換器125で熱交換を行ってから深冷式炭酸ガス
・酸素液化システム34の熱交換器111に導かれてここで
除湿され、残りの炭酸ガスは、コンプレッサ105、熱交
換器110、精製装置108、膨脹タービン118、熱交換シス
テム116を経由して液化されて液体炭酸ガス貯蔵槽38に
貯蔵される。

【０１１０】また、熱交換器125では、混合媒体システ
ム85の加圧ポンプ93より移送される中濃度の混合媒体と
熱交換をして加熱する。熱交換器125および復水器124で
加熱された中濃度の混合媒体は、混合媒体システム85の
高圧分離器88に移送され、高濃度混合媒体蒸気と低濃度
混合媒体液に分離され、高濃度混合媒体蒸気で混合媒体
タービン87を駆動して発電を行う。

【０１１１】夜間の電力需要の少ないときには、水電解
装置30で純水を電気分解して酸素と水素を製造し、その
うち酸素は深冷式炭酸ガス・酸素液化機システム34の熱
交換システムに送られ、順次コンプレッサ106、熱交換
システム113、精製装置109、膨脹タービン119、熱交換
システム116を経由して液化されて液体酸素貯蔵槽37に
貯蔵される。一方、水素は石炭液化システム３の石炭液
化反応装置17に供給をして石炭の液化を行う。

【０１１２】この実施の形態の放射線照射石炭液化プラ
ントは、上記第９の実施の形態と基本的には同様の作用
効果を奏するが、下記のような作用効果もある。すなわ
ち、夜間電力および熱中性子で製造された石炭生成ガス
と水の電気分解で得られた酸素を用いて昼間のピ−ク電
力需要に対処することができ、原子力発電システムの負
荷平準化に寄与できる。また、石炭生成ガスを酸素燃焼
させ、そのときに混合稀釈する不活性ガスとして炭酸ガ
スを利用することにより、燃焼ガスが炭酸ガスと水蒸気
で構成されるようになって、燃焼ガスからの炭酸ガス除
去を容易に行うことができる。

【０１１３】また、原子力発電システムのボトミングサ
イクルとして混合媒体システムと冷媒製造システムを設
けることにより、原子炉で発生する熱エネルギ−を低温
度まで回収することができ、熱効率の向上および排熱の
減少を達成することができる。また夜間に原子力エネル
ギーを用いて冷媒を製造し、この冷媒を夜間には酸素の
液化に利用し、昼間には炭酸ガスの液化回収に利用でき
るため、負荷平準化と炭酸ガスの回収を行うことができ
る。

【０１１４】次に本発明の第11の実施の形態を説明す
る。この実施の形態は、図16、17に示すように、前記第
10の実施の形態の構成を基本としながら、生成ガス発電
システム36の代わりにほぼ同様の構成を有する残滓ガス
化発電システム44とし、残滓ガス化炉43を付設して生成
ガスの代わりに残滓ガスを残滓ガス化発電システム44に
供給するようにしたものである。

【０１１５】すなわち、この実施の形態の放射線照射石
炭液化プラントは、原子力発電システム１の発電用水蒸
気タービン６の排気あるいは抽気した蒸気を用いた混合
媒体システム85、冷媒製造システム86、この冷媒製造シ
ステム86の冷熱を利用してコンプレッサの発熱を除去す
る深冷式炭酸ガス・酸素液化機構34、残滓ガス化炉43な
どが、残滓ガス化発電システム44に連接した構成として
いる。

【０１１６】水電解装置30における電気分解で製造され
た酸素は、深冷式炭酸ガス・酸素液化システム34に送ら
れ、ここで液化されて液体酸素貯蔵槽37に貯蔵される。
一方、残滓貯蔵槽45から残滓を、また、液体酸素貯蔵槽
37からの液体酸素および液体炭酸ガス貯蔵槽38からの液
体炭酸ガスを貯蔵冷熱変換システム35で加熱・気化させ
て、残滓ガス化炉43にそれぞれ供給する。そして、この
残滓ガス化炉43で残滓ガスを生成させて、その残滓ガス
を残滓ガス化発電システム44の燃焼器120に導くととも
に、前記貯蔵冷熱変換システム35で気化させた液体酸素
および液体炭酸ガスを別ルートで燃焼器120に導いて燃
焼を行う。

【０１１７】燃焼器120による燃焼ガスは、発電用のガ
スタービン121を駆動する一方、その廃熱を廃熱回収ボ
イラ122で回収し、水蒸気を発生させて発電用の水蒸気
タービン123を駆動する。廃熱回収ボイラ122で熱交換を
行った廃ガスは熱交換器125に導かれ、混合媒体システ
ム85の加圧ポンプ93で加圧された中濃度の混合媒体と熱
交換を行う。熱交換器125より深冷式炭酸ガス・酸素液
化システム34に導かれる廃ガスの成分は水蒸気と炭酸ガ
スであり、深冷式炭酸ガス・酸素液化システム34の熱交
換器111、110、コンプレッサ105、精製装置108、膨脹タ
ービン118、熱交換システム116を順次経由して液体炭酸
ガスとなり液体炭酸ガス貯蔵槽38に貯蔵される。

【０１１８】この実施の形態の放射線照射石炭液化プラ
ントの作用および効果は次のとおりである。すなわち、
昼間の電力需要の多いときには、残滓ガス化炉43に残滓
貯蔵槽45の残滓、液体酸素貯蔵槽37の液体酸素、液体炭
酸ガス貯蔵槽38の液体炭酸ガスを貯蔵冷熱変換システム
35で加熱（加圧）・気化したものを供給し、残滓ガスを
生成させる。ここで、生成された残滓ガスを残滓ガス化
発電システム44の燃焼器120に導き、一方では液体酸素
貯蔵槽37からの液体酸素および液体炭酸ガス貯蔵槽38か
らの液体炭酸ガスを貯蔵冷熱変換システム35で加熱・気
化して燃焼器120に導き、燃焼を行って、その燃焼ガス
でガスタービン121を駆動して発電を行う。

【０１１９】さらに、ガスタービン121の廃熱を廃熱回
収ボイラ122で回収し、この回収廃熱で水蒸気を発生さ
せて水蒸気タービン123を駆動して発電を行う。廃熱回
収ボイラ122の廃ガスは、熱交換器125に導かれて混合媒
体システム85の加圧ポンプ93で加圧された中濃度の混合
媒体と熱交換を行う。熱交換器125で熱交換を行って出
てくる廃ガスは水蒸気と炭酸ガスで構成されており、こ
の廃ガスを深冷式炭酸ガス・酸素液化システム34の熱交
換器111に導き、コンプレッサ105、熱交換器110、精製
装置108、膨脹タービン118、熱交換システム116を順次
経由して液体炭酸ガスとなり、液体炭酸ガス貯蔵槽38に
貯蔵する。

【０１２０】夜間の電力需要の少ないときは、水電解装
置30で純水を電気分解して酸素および水素を製造し、そ
のうちの酸素は深冷式炭酸ガス・酸素液化システム34の
熱交換システム115に導き、コンプレッサ106、熱交換シ
ステム113、精製装置109、膨脹タ−ビン119、熱交換シ
ステム116を順次経由して液体酸素となり、液体酸素貯
蔵槽37に貯蔵される。一方、水素は石炭液化システム３
に供給され、ここで石炭の液化に利用される。

【０１２１】このように本実施の形態の放射線照射石炭
液化プラントは、夜間電力および熱中性子で石炭液化を
行ったときに発生して貯蔵されている残滓を、水の電気
分解で得られて貯蔵している酸素を用いてガス化し、昼
間のピ−ク電力需要に対処した残滓ガス化発電が行われ
るので、原子力発電システム１の負荷を平準化させるこ
とができる。また、残滓精製ガスの酸素燃焼において、
炭酸ガスを不活性ガスとして利用することにより、燃焼
ガスの廃ガスが炭酸ガスおよび水蒸気で構成されるよう
になり、廃ガスから炭酸ガスが液化により容易に除去で
きる。

【０１２２】

【発明の効果】本発明の放射線照射石炭液化プラントに
よれば、原子炉で発生する余剰の熱中性子をエネルギー
源として高い安全性で効率よく石炭の液化を行うことが
でき、併せて原子力発電システムの負荷平準化を達成す
ることができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１の実施の形態の放射線照射石炭液
化プラントの全体構成を示すブロック図。

【図２】本発明の第１の実施の形態の放射線照射石炭液
化プラントにおける原子炉部を示す断面図。

【図３】本発明の第１の実施の形態の放射線照射石炭液
化プラントにおける熱中性子照射装置への搬送子の装荷
・取出しのための配管系統図。

【図４】本発明の第２の実施の形態の放射線照射石炭液
化プラントにおけるレーザ利用選択的励起とマイクロク
ラスター生成過程を利用した同位体分離システムの断面
図。

【図５】本発明の第３の実施の形態の放射線照射石炭液
化プラントにおける原子炉部を示す断面図。

【図６】本発明の第４の実施の形態の放射線照射石炭液
化プラントにおける原子炉部を示す断面図。

【図７】本発明の第４の実施の形態の放射線照射石炭液
化プラントにおける原子炉部の他の例を示す断面図。

【図８】本発明の第５の実施の形態の放射線照射石炭液
化プラントにおける原子炉部を示す断面図。

【図９】本発明の第６の実施の形態の放射線照射石炭液
化プラントにおける原子炉部を示す断面図。

【図１０】本発明の第７の実施の形態の放射線照射石炭
液化プラントにおける原子炉部および搬送子取扱いのた
めの配管系統を示す図。

【図１１】本発明の第９の実施の形態の放射線照射石炭
液化プラントの全体構成を示すブロック図。

【図１２】本発明の第10の実施の形態の放射線照射石炭
液化プラントの全体構成を示すブロック図。

【図１３】本発明の第10の実施の形態の放射線照射石炭
液化プラントにおける混合媒体システムと冷媒製造シス
テムを示すブロック図。

【図１４】本発明の第10の実施の形態の放射線照射石炭
液化プラントにおける深冷式炭酸ガス・酸素液化システ
ムを示すブロック図。

【図１５】本発明の第10の実施の形態の放射線照射石炭
液化プラントにおける生成ガス発電システムと貯蔵冷熱
変換システムを示すブロック図。

【図１６】本発明の第11の実施の形態の放射線照射石炭
液化プラントの全体構成を示すブロック図。

【図１７】本発明の第11の実施の形態の放射線照射石炭
液化プラントにおける残滓ガス化発電システムと貯蔵冷
熱変換システムを示すブロック図。

【符号の説明】

１…原子力発電システム、２…スラリー調製部、３…石
炭液化システム、４…生成物貯蔵部、５…原子炉、５ａ
…圧力容器、５ｂ…シュラウド、５ｃ…遮蔽体、５ｄ…
原子炉格納容器、５ｅ…隔離弁、５ｆ…インターナルポ
ンプ、５ｇ…ノズル孔、５ｈ…弁、５ｉ…切換弁、５
ｊ，５ｋ…放射線検出器、６…水蒸気タービン、７…復
水器、８…熱中性子照射装置、９…搬送気体貯蔵槽、10
ａ…コンプレッサ、10ｂ…循環ポンプ、10ｃ…加圧ポン
プ、10ｄ，10ｅ…循環ポンプ、10ｆ…バルブ、11…石炭
粉末貯蔵槽、12…溶剤貯蔵槽、13…触媒貯蔵槽、14…ス
ラリー調製槽、15…水素貯蔵槽、16…加熱器、17…液化
反応装置、18…反応生成物分離装置、19…第１の蒸留
塔、20…生成ガス貯蔵槽、21…軽中質油貯蔵槽、22…水
貯蔵槽、23…第２の蒸留塔、24…残滓成分槽、25…水素
化反応槽、30…水電解装置、31…水供給路、32…酸素貯
蔵槽、33…冷凍破砕装置、34…深冷式炭酸ガス・酸素液
化システム、35…貯蔵冷熱変換システム、36…生成ガス
発電システム、37…液体酸素貯蔵槽、38…液体炭酸ガス
貯蔵槽、43…残滓ガス化炉、44…残滓ガス化発電システ
ム、45…残滓貯蔵槽、47…磁気分離器、48…搬送子供給
装置、49…搬送子、50，51，52…弁、53…可視光パルス
レーザ発振装置、55…超音速ノズル、56…可視光パルス
レーザ集光装置、57…電子シャワー発生装置、58…回収
装置、60…ヘリウムガス、61…排気ヘリウムガス、62…
人工放射性同位元素生成用材供給膜、63…分離元素回収
膜、64…噴出口前領域、65…可視光パルスレーザ光、66
…回転筒、67…巻取筒、68…原子炉圧力容器、69…可動
反射体、70…固定反射体、71…熱中性子照射用スタンド
パイプ、72…搬送気体注入ポンプ、73…搬送子装着装
置、74，75…仕切り弁、76…放射線検出器、77…原子炉
格納容器、78…上部遮蔽体、79…一次生体遮蔽体壁、80
…ダイヤグリッド、81，83…弁、82…放射線検出器、84
…切換え弁、85…混合媒体システム、86…冷媒製造シス
テム、87…混合媒体タービン、88…高圧分離器、89…中
圧分離器、90…吸収器、91…復液器、92…凝縮器、93…
加圧ポンプ、94…発電機、95…海水（深層冷海水）、96
…膨張弁、97…吸収器、98…減圧弁、99…熱交換器、10
0，101…絞り弁、102…復液器、103…減圧弁、104，10
5，106…コンプレッサ、107，108，109…精製装置、11
0、111…熱交換器、112、113、114，115，116…熱交換
システム、117，118，119…膨張タービン、120…燃焼
器、121…ガスタービン、122…廃熱回収ボイラ、123…
水蒸気タービン、124…復水器、125…熱交換器、126，1
27…加圧ポンプ、128…熱交換器、129，130…ポンプ、1
31…低温冷媒貯蔵槽、132…高温冷媒貯蔵槽。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.⁷ 識別記号ＦＩテーマコート゛(参考）Ｇ２１Ｇ 1/02 Ｇ２１Ｇ 1/02 Ｇ２１Ｈ 5/00 Ｇ２１Ｈ 5/00 Ｚ (72)発明者武内豊神奈川県川崎市川崎区浮島町２番１号株式会社東芝浜川崎工場内 (72)発明者角山茂章神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者日置秀明神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者宮沢竜雄東京都港区芝浦一丁目１番１号株式会社東芝本社事務所内

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】発電タービン駆動用の蒸気または高温高
圧のガスを発生する原子炉の圧力容器内もしくは遮蔽体
の内側に配置され熱中性子を照射して放射性同位元素生
成用材から人工放射性同位元素を生成させる熱中性子照
射装置を有する原子力発電システムと、前記生成された
人工放射性同位元素を石炭粉末、溶剤および触媒と混合
して石炭スラリーを調製する石炭スラリー調製部と、こ
の石炭スラリー調製部で調製された石炭スラリーを加
熱、液化分解させ分解生成物を分離する石炭液化システ
ムとを備えたことを特徴とする放射線照射石炭液化プラ
ント。
【請求項２】放射性同位元素生成用材として、Ａｌ、
Ｓｉ、Ｔｉ、ＶおよびＭｎの少なくとも１種を使用する
ことを特徴とする請求項１記載の放射線照射石炭液化プ
ラント。
【請求項３】放射性同位元素生成用材は同位体分離し
た³⁰Ｓｉ、⁵⁰Ｔｉ、 ⁵⁴Ｃｒ、⁶⁴Ｎｉ、⁶⁵Ｃｕおよび⁶⁸Ｚ
ｎの少なくとも１種であることを特徴とする請求項１記
載の放射線照射石炭液化プラント。
【請求項４】放射性同位元素生成用材に対する熱中性
子の照射時間は、生成する人工放射性元素の半減期程度
であり、かつ前記熱中性子照射後、半減期の１／10以下
の時間内に石炭スラリー調製に使用することを特徴とす
る請求項１記載の放射線照射石炭液化プラント。
【請求項５】放射性同位元素生成用材の微粒子を炭素
製の搬送子に充填して熱中性子照射装置に導き、熱中性
子照射装置よりでてきた搬送子を気体で高速搬送して石
炭スラリー調製部に導くようにしたことを特徴とする請
求項１記載の放射線照射石炭液化プラント。
【請求項６】石炭スラリー調製部の入り口側に設けら
れた搬送子を破砕する破砕装置と、放射性同位元素生成
用材の微粒子のみを石炭スラリー調製槽に導く分離装置
とを備えたことを特徴とする請求項５記載の放射線照射
石炭液化プラント。
【請求項７】炭素製の搬送子に充填される放射性同位
元素生成用材の微粒子の表面に強磁性体被膜を有するこ
とを特徴とする請求項５記載の放射線照射石炭液化プラ
ント。
【請求項８】原子力発電システムの水蒸気タービンの
排気あるいは抽気を冷却する混合媒体システムと、この
混合媒体システムによって分離された媒体から冷媒を製
造する冷媒製造システムと、コンプレッサの発熱を前記
冷媒によって除去して液体炭酸ガスおよび液体酸素を製
造する深冷式炭酸ガス・酸素液化システムと、石炭スラ
リーの分解ガスを燃料とする生成ガス発電システムまた
は石炭スラリーの残滓の分解ガスを燃料とする残滓ガス
化発電システムの少なくともいずれか一方とを備えたこ
とを特徴とする請求項１記載の放射線照射石炭液化プラ
ント。
【請求項９】石炭粉末、溶剤および触媒を混合して石
炭スラリーを調製する石炭スラリー調製槽と、発電ター
ビンを駆動する蒸気または高温高圧のガスを発生する原
子炉の圧力容器と遮蔽体あるいは一次生体遮蔽体壁の間
に設けられ前記石炭スラリー調製槽内の石炭スラリーを
一部分流して放射線照射する循環配管とを備えたことを
特徴とする放射線照射石炭液化プラント。