JP2009186473A - ナトリウム冷却炉のための冷態停止装置 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉の熱出力限界を設定する際にＡＴＷＳを考慮する必要を無くする液体金属原子炉のための三次停止システムを提供する。
【解決手段】
この停止システムは弁によって密封された中性子吸収材タンクを含み、オペレータの指令に応答して前記弁が吸収材を、該吸収材が炉心内を流動する冷却材に流入するのを防止するため閉止状態にある炉心内のナトリウム静止プールへ供給する。また、弁の温度が所定の限界を超えると、弁が受動的に解放されてナトリウム静止プールへ吸収材を放出する。
【選択図】 図５

Description

関連出願との相互参照

本願は２００８年２月４日付け米国仮出願第６１/０２５，８７３号に基づく優先権を主張する。

本発明は広義では液体金属原子炉に係わり、特にナトリウム冷却炉のための停止システムにかかわる。

公知技術の説明

液体金属高速増殖炉（ＬＭＦＢＲ）はウラン-プルトニウム燃料サイクルまたはトリウム-Ｕ^２３３燃料サイクルで動作する。原子炉は炉心におけるプルトニウムの増殖同位体を燃料とする。理論的には、Ｐｕ^２３９によって吸収される中性子１個あたりの核分裂中性子放出数は、エネルギーが約１００ ｋｅＶ以上では中性子エネルギーの増大につれて単調に増加する。これは、システム内で核分裂を誘発する中性子の平均エネルギーと共に増殖率および増殖利得が増大するということである。従って、高速増殖炉では核分裂中性子が減速するのを防止すべく、あらゆる努力が必要である。このことは、炉心から軽量の核をできるだけ排除しなければならないことを意味する。ＬＭＦＢＲには減速材がなく、炉心およびブランケットは燃料棒と冷却材だけを内蔵する。

現在、最新のＬＭＦＢＲ用の冷却材として選ばれているのは原子量が２３のナトリウムであり、ナトリウムは弾性散乱によって中性子を著しく減速させることがない。ナトリウムは優れた伝熱材であるから、ＬＭＦＢＲを高出力密度で運転することができる。これは、ＬＭＦＢＲの炉心を比較的小型化することができるということである。また、ナトリウムは極めて高い沸点を有するから、沸騰させずに炉心ループを高温且つほぼ大気圧で運転することが可能であり、重い圧力容器は不要である。高温の冷却材は高温高圧の蒸気を生み、高いプラント効率を可能にする。最後に、ナトリウムは水と異なり、多くの構造材料に対して腐食性ではない。多年に亘って液体ナトリウム中に浸漬されていても、余剰のナトリウムを洗い流した後は、原子炉構成部分は新品同様である。

しかしながら、ナトリウムには好ましくない幾つかの性質がある。融点が室温よりもはるかに高いから、始動に先立って冷却システム全体を加熱しなければならない。そのために、システムの冷却材導管、弁、およびその他の部分に沿って絶縁された電熱線を螺旋状に巻着する。ナトリウムはまた化学反応性が高い。高温のナトリウムは水と激しく反応し、空気に触れると発火し、過酸化ナトリウムの白色の濃厚な煙を放出する。

残念ながら、ナトリウムは中性子を、高速中性子でさえも吸収し、半減期が１５時間のβ-γ放射体Ｎａ²⁴を形成する。従って、炉心を通過するナトリウムは放射性となる。ＬＭＦＢＲプラントは蒸気サイクルで動作する。即ち、原子炉からの熱が最終的に蒸気発生器において蒸気を発生させるために利用される。しかし、ナトリウムが放射性であり、しかも水と激しく反応するから、原子炉から蒸気発生器へ直接ナトリウムを送入するのは適切な技術手法とは考えられない。従来、ナトリウムと水との間に介在する蒸気発生器においてしばしば漏れが起こっており、このような漏れが放射能漏れにつながる危険性があった。

この問題に対処すべく、ＬＭＦＢＲは例外なく２つのナトリウムシステムを備えている
：即ち、炉心を冷却し、放射性ナトリウムを搬送する一次システムと、蒸気発生器に達する前にナトリウムとナトリウムの間の中間熱交換器を有する中間システムである。このように構成すれば、仮想上のナトリウム-水原子炉は非放射性ナトリウムを伴うことになる。ＬＭＦＢＲの物理的構成は２つのカテゴリー、即ち、ループ型ＬＭＦＢＲとプール型ＬＭＦＢＲに分けることができる。使用目的に関係なく、本発明が係わる炉心の動作に関する問題点はループ型ＬＭＦＢＲの場合もプール型ＬＭＦＢＲの場合も同じである。中間ループの存在を除けば普通の加圧水型原子炉とは設計上大差はないから、ループ型の方がなじみ易い。一次ループを構成する全ての構成部分、原子炉、ポンプ、熱交換器などは別々に離れて設けられている。プール型原子炉の場合、一次システムの構成部分はすべて一次容器中に浸漬されている。従って、これらの構成部分が高温、放射性且つ不透明なナトリウム中に浸漬されているから、点検、保守および修理はループ型の場合よりも複雑になる。反面、プール型原子炉の遮蔽条件はループ型の場合ほど厳しくはない。

また、通例の方法として、プール型原子炉容器は少なくともその一部を地下に配置するから、重厚な遮蔽を必要とするのは容器の最上部だけである。プール型原子炉が稼動している原子炉スペース内へ歩行することができ、原子炉の上部を歩行しても問題となるほどの放射線量を浴びることは無い。従って、プール型ＬＭＦＢＲは極めてタイト且つコンパクトに構成することができる。

一例として、図１にプール型ＬＭＦＢＲ１０を示す。熱発生源である炉心１６は、容器カバー１５によって密封された不活性カバーガス２６下の容器１４内に保持されているナトリウム・プール１２内に支持されている。一次冷却材ポンプ１８は容器カバー１５から吊り下げられてナトリウム・プール１２中にまで延びており、下端に取入れ口２０を有する。取入れられたナトリウムは炉心入口配管２２を通って炉心１６の下方に位置する入口プレナム２３に到達し、ここから炉心１６に流入して、９３０°Ｆ（５００℃）程度の温度に加熱される。加熱された放射性ナトリウムは上部プレナムを通って炉心１６から排出されるが、上部プレナムは加熱されたナトリウムを炉心出口導管２４から中間熱交換器２８の一次側へ移動させ、中間熱交換器２８において、ポンプ３０によって駆動されて中間ループ配管３２を通過するナトリウムと熱交換される。次いで、中間ループ配管内のナトリウムは二次熱交換器３４へ搬送されるが、この二次熱交換器３４はナトリムを水と熱交換させることによって高圧蒸気を発生させ、この高圧蒸気は蒸気配管３６を介して搬送され、タービン３８を駆動する。次いで、凝縮物が熱交換器３４に戻されてサイクルを閉じる。タービン３８を利用して発電機４０を駆動し、電力４２を発生させることができる。

図１に示した炉心１６の炉心マップを図２に示す。炉心には、例えば、六角形のステンレススチール製の燃料被覆である燃料集合体が配列されており、これらの燃料被覆は直径が１０乃至１５ｃｍ、長さが３乃至４ｍで、細長いピンの形の燃料および燃料親物質を内蔵している。多くの場合、炉の中心部にある集合体はその中心に燃料ピンを、周辺にブランケット・ピンを含む。炉の外側の集合体はブランケット・ピンのみを含む。これらの集合体全部を配置すると、中心部が四方をブランケットによって囲まれた円筒形の駆動領域が形成される。

燃料ピンは、例えば、直径が６乃至７ｍｍのステンレススチール製のチューブであり、酸化プルトニウムおよび酸化ウランの混合物からなるペレットを内蔵する。燃料、即ち、プルトニウムの等価濃縮度は対象となる原子炉に応じて１５乃至３５％である。燃料ピンは互いに間隔をおいて、または場合によってはそれぞれのピンにらせん状に券着したワイヤーを介して互いに間隔を保つようにする。二酸化ウランだけを内蔵するブランケット内のピンは燃料ピンよりも冷却の必要性が少ないから、比較的大きい、例えば、約１．５ｃｍの直径を有する。燃料ピンもブランケット・ピンも、ナトリウムの熱伝導性が水のそれよりもはるかに高いから、水冷原子炉に装荷する場合に比較してＬＭＦＢＲにはより密に
装荷される。上述したように、液体ナトリウム冷却材はそれぞれの集合体の底部近傍の孔から流入し、ピンの間を上昇しながら熱を奪い、炉心上部から排出される。

安全のため、ＬＭＦＢＲには原子炉を停止できる（一次）制御システムおよび専用の停止機能を有する（二次）システムが設けられる。これら２つのシステムは原子炉を停止させるための互いに独立で別種の手段を採用する。また、ナトリウム冷却原子炉は強力な負の反応度係数による優れた固有の安全性を備えることができる。適正に設計すれば、「ＡＴＷＳ（スクラムなしの想定遷移）と呼称される事象ゆえに）制御/停止両システムが共に作用しなくても、反応度係数により原子炉を温態停止（臨界）させることができる。理論的には、ＡＴＷＳは設計ベースを超えた事故であるが、現在の方式では実際にこれが設計に組み入れられる。ＡＴＷＳ事象に対する典型的な設計条件は：深刻な燃料故障が起こらないこと、ナトリウム沸騰までの充分な余裕、および長時間に亘って構造の温度がＡＳＭＥレベルＤ（７００℃、１，３００°Ｆ）未満に保たれることである。上述したように、現在のナトリウム原子炉は互いに設計の異なる２つの制御システム（一次および二次）を有し、両システムの故障は許容できるリスク、即ち、停止失敗の確率が１０^−７未満であると考えられている。但し、予想されるＡＴＷＳに際しての温度上昇が一時的な設計に組み込まれる。即ち、ＡＴＷＳ時に限界条件を超えないように定格出力が設定される。その結果、大幅な設計余裕が強制され、これが原子炉の定格出力を低下させることになる。従って、本発明の主目的は原子炉の熱出力限界を設定する際にＡＴＷＳを考慮する必要を無くし、結果として経済性に優れた設計を可能にすることにある。ＡＴＷＳを無視できるための限界は１０^−８事象/年であり、これはＬＷＲの設計には考えられない事象である原子炉容器の故障の想定値である。

本発明は三次冷態停止システムを導入することよって上記目的を達成する。このシステムは一次および２次停止システムとは独立の、タイプの異なるシステムである。三次冷態停止システムはナトリウム原子炉の炉心の中心部に配置され、ＡＴＷＳに続いて原子炉を冷態停止させることができる。冷態停止システムは受動的にも能動的にも作動させられる。これを採用することで原子炉出力を約１０％増大させることができる。

従って、本発明によると、複数の燃料集合体を有する炉心と；第１中性子吸収材および第１中性子吸収材を作動させることにより炉心内の少なくとも幾つかの燃料集合体において中性子を吸収させる第１作動システムを含む一次停止システムと；第２中性子吸収材および第２中性子吸収材を作動させることにより炉心内の少なくとも幾つかの燃料集合体において中性子を吸収させる第２作動システムを含む二次停止システムと；第３中性子吸収材および第３中性子吸収材を作動させることにより炉心内の少なくとも幾つかの燃料集合体において中性子を吸収させる第３作動システムを含む三次停止システムから成り；第１、第２および第３作動システムが互いに独立であり、互いに異なる原理に基づいて対応の第１、第２および第３中性子吸収材を作動させるようにそれぞれ独自に設計された作動機構を採用する原子炉が提供される。

好ましい実施形態では、第１作動システムが作動されると第１中性子吸収材の少なくとも一部を炉心内へ挿入し；第２作動システムが作動されると活第２中性子吸収材の少なくとも一部を炉心内へ挿入し；第３作動システムが作動されると第３中性子吸収材のほぼすべてを炉心内へ挿入する。

好ましい実施形態では、三次停止システムが、この三次停止システムが活性化されていない状態において炉心の上方に位置して第３中性子吸収材を保持するタンクを含む。タンクは実質的に炉心中心部まで下方へ延びる中心導管と弁を介して連結している。三次停止システムが作動されると前記弁が開いて第３中性子吸収材を実質的に炉心内の導管へ挿入
する。中心導管の少なくとも一部が液体金属の静止プールで満たされていることが望ましい。好ましくは、中心導管が三次停止システムの作動状態において第３中性子吸収材が中心導管を通って炉心に流入するのを防止するため、下端を閉止するクロージャーを含む。１つの実施形態では、クロージャーが炉心内を流動する冷却材に対して透過性であり、中心導管が炉心内冷却材中に挿入される時、中心導管の少なくも一部が冷却材で満たされる。他の実施形態では、クロージャーが炉心内を流動する冷却材に対して不透過性であり、中心導管内の冷却材プールを密閉する。

作動されれば一体的な集合体として作用するタンク、弁および中心導管を交換のため炉心から取外すことができることが望ましい。第１中性子吸収材、第２中性子吸収材および第３中性子吸収材の少なくとも２つ、即ち、だい２中性子吸収材および第３中性子吸収材が異なる化学的組成を有することが好ましく、第１中性子吸収材、第２中性子吸収材および第３中性子吸収材のすべてがそれぞれ他とは異なる化学的組成を有することがさらに好ましい。

本発明の詳細を好ましい実施形態を例に取り、添付の図面を参照しながら以下に説明する。

図１はプール型ＬＭＦＢＲの簡略図である。 図２は本発明の原理に基づくＬＭＦＢＲの一例から得られる炉心マップである。 図３は本発明の三次停止システムの貯蔵タンクの簡略図である。 図４は図３に示した貯蔵タンクの一部の簡略化された断面図であり、閉位置において貯蔵タンクを炉心から分離する弁を示す。 図５は弁か開位置にあり、第３中性子吸収材が炉心へ供給される状態を示す図４と同様の簡略化された断面図である。

本発明は、ＡＴＷＳに続いて原子炉を冷態停止状態にすることができるナトリウム原子炉炉心停止システムに係わる。本発明の停止システムは、ＡＴＷＳに呼応して作動しないと考えられる従来のＬＷＦＢＲの一次および二次停止システムとは異なるタイプの停止システムである。本発明の冷態停止システムは受動的または能動的に作動する。これを採用することによって、定格原子炉出力をほぼ１０％増大させることができる。

ナトリウム冷却炉は負の反応度係数が高いから、優れた固有の安全性を有することができる。適正に設計すれば、たとえ従来の一次および二次停止システムが作動しなくても（ＡＴＷＳ）、その反応度係数により、原子炉を温態停止（臨界）させることができる。既存のナトリウム原子炉は設計の異なる２つの制御システム（一次および二次）を有し、これら２つのシステムの故障は許容可能なリスク、即ち、停止失敗の確率は１０^−７未満であると考えられている。しかし、予想されるＡＴＷＳ時における炉心の温度上昇を過渡的な設計に折り込んでおかねばならない。即ち、ＡＴＷＳ時において原子炉出力が原子炉材料の限定条件を超えないように配慮しなければならない。本発明の目的は、原子炉の熱出力限界を設定する際にＡＴＷＳを考慮することを必要としない原子炉設計を提供することにある。熱出力１，０００ＭＷｔの不均一ナトリウム原子炉炉心の炉心マップと、本発明の中央冷態停止システムを図２に示す。炉心中心部を囲むように燃料集合体４４が散在している。多数の半径座標において燃料集合体４４間に内側ブランケット４６が散在している。２列のブランケット集合体から成る半径方向ブランケット４８が燃料集合体の周りに配列されている。燃料集合体および内側ブランケット中には一次制御棒５０および二次制御棒５２が散在している。燃料集合体の外周に沿った等間隔の６箇所に１対ずつＧＥＭが
配置され、炉心中央に本発明の冷態停止集合体５６が配置されている。同じく図２に示すように、半径方向ブランケット集合体４８の外周を複数列の遮蔽集合体５８が囲んでいる。

ＧＥＭはワシントン州ハンフォード市に所在の高速束試験施設(the Fast Flux Test Facility)において開発された反応度フィードバック装置であり、圧送される一次冷却流が途絶えるという事態に際して液体金属炉心からの中性子漏れを増大させる。ＧＥＭは炉心反射体の内側列に配置すると可変反射体として作用する。炉心入口の圧力が低下すると集合体内側に捕捉されたヘリウム気泡が膨張して集合体からナトリウムを押出す。ナトリウムが失われると炉心への中性子反射が低下する。その結果としての負の反応度フィードバックは保護システムが作動しないという予想外の事態に際して、原子炉の受動的停止に寄与する。

他方、炉心１６の中心部には、上述のように本発明の三次冷態停止システム５６を配置する。この位置は三次冷態停止システムの反応度値が最高となる、従って、最も効果的となるように選択する。予備的分析によって、原子炉のサイズに応じて停止を可能にするのに必要な１つ乃至７つの配置箇所が予め示唆されている。炉心中央部に停止システムを配置することによって得られるもう１つの利点として、この場所に位置する燃料（またはブランケット）集合体はその反応度値が高いから、他の集合体とは異なる態様で動作する「特別な」ケースとなり、（不均一構成の場合）個別のオリフィスおよび集合体シャフリングを必要とするか、または（均一構成の場合）他よりも早期に取外す必要がある。図２に示す１，０００ＭＷｔの炉心サイズは説明のための１例に過ぎず、本発明はあらゆる炉心サイズに適用することができ、より小さい炉心なら中心位置は１つだけで充分であり、より大きい炉心なら炉心中央部を囲む最大７つの対称位置が必要である。

ＡＴＷＳとは、異なる態様で原子炉を停止させる一次および二次制御システムの介入無しに起こる過渡事象を意味する。一般に、制御の主役である一次システムの代表的なものとして、炉心内へまたは炉心外へ機械的に駆動され、能動的に作動させられる吸収棒がある。同じく停止に利用される二次制御システムとしての制御棒があるが、一次システムとは異なる態様で、一般的には受動的に作動する。広く提案されている二次システムはキューリー点が許容最高温度に相当するマグネットによって制御棒を保持する自動停止システム（ＳＡＳＳ）である。共通モード故障の発生を避けるためには、三次冷態停止システムが吸収体の構造においても作動方法においても一次制御システムおよび二次制御システムとは全く異なるものでなければならない。

ＡＴＷＳは設計に基づいて想定される事故を超えた事象であるが、原子炉は通常事故が起こっても炉心を損傷しないように設計されている。このような設計手法は明らかに低格出力を制限することになる。なぜなら、（例えば、非保護出力過渡（ＵＴＯＰ）事故における燃料の限界温度及び非保護冷却材損失（ＵＬＯＣ）および非保護ヒート・シンク損失（ＵＬＯＨＳ）事故における被覆および冷却材の限界温度は、反応度係数により事故が反転して原子炉が温態停止される前に著しく上昇するからである。三次冷態停止集合体５６を採用することでＡＴＷＳの発生を防止できるから、低格出力レベルを設定する際にＡＴＷＳを考慮する必要がなくなる。

従って、ＡＴＷＳに対処するためそれまで取って置いた出力余裕をその分だけ原子炉出力定格を増大するのに利用することができる。事前の評価によればこの出力増は約１０％である。最後に、三次システムは能動的にも受動的にも作動するものでなければならない。即ち、能動的に作動することで必要に応じて冷態停止を可能にし、受動的に作動することで限界温度を超えないことを保証する。閾値はスプリアス・スクラムが起こらず、所定の条件内で原子炉応答を維持するのに充分な高さとなる（例えば、冷却材バルク温度は約
１，６００°Ｆ（８７０℃）。

従来、停止システムの故障発生確率は１０^−３乃至１０^−４程度、従ってＡＴＷＳの確率は１０^−７程度であろうと控えめに想定されていた。三次制御システムを採用すれば、炉心損傷の確率は１０^−１０以下となり、これは１０^−８閾値よりも低く、設計上の制約からＡＴＷＳを排除することになる。

既に述べたように、三次冷態停止システムは吸収体の構成においても挿入動作の態様においても従来採用されている一次および二次制御システムとは異なるものでなければならない。即ち、能動的または受動的に解放される制御棒集合体および電磁保持システムは考慮外である。図３、４および５に示す本発明の制御要素は炉心の上方に支持されているタンク６４内に吸収球を内蔵する集合体である。吸収球の解放はオペレータにトリガーされて吸収球６２を支持しているダイヤフラム６８を破るプランジャー６６、または吸収球６２を解放する温度応答ゲート・オープナー、例えば、特定融点を有するダイヤフラム６８によって、またはトリガー・レバーの熱伸張でプランジャー６６を作動させることによって行なわれる。Ｂ_４ＣまたはＨｆのような中性子吸収材を利用することができる。Ｂ_４ＣはＨｆよりも断面積が大きいが、ナトリウム環境において吸収球６２の自己融着を起こし易い。吸収体の形状は必ずしも球形でなくてもよく、例えば、液状吸収材であってもよい。吸収球６２は炉心内のタンクまたは導管７０内に落下する。冷却材の汚染や炉心冷却材流れおよび温度分布の乱れを防止するため、導管７０にはナトリウムの静止プールが充填されている。導管７０はその下端を完全密封するか、またはナトリウム透過性であるが吸収材不透過性であるクロージュアを設けて冷却材汚染を防止する。冷態停止システムによって占有される中心部の箇所は炉心の特性に応じて、１箇所、即ち、中央集合体、から７箇所、即ち、中心部および第１列に位置する集合体までの範囲に亘る。設計に際しては多くの場合、４箇所（即ち、中心箇所および第１列における１２０°間隔の３箇所）で充分と思われる。図３は炉心導管７０と連結する狭いネックを下方に有するタンクを炉心の上方に形成する貯蔵容器６０を示す。図４は膜６８を破るプランジャー６６を示す簡略化された断面図である。図５はプランジャー６６が膜６８を破り、吸収球６２が導管７０内のナトリウム滞留プール内へ落下する状況を示す。

以上に本発明の具体的な実施例の詳細を説明したが、開示内容全体を参考に、当業者ならば実施例の細部に種々の変更や代案を試みることができるであろう。従って、開示の実施例は飽くまでも説明のためのものであって、本発明の範囲を制限するものではなく、本発明の範囲は後記する請求項に記載の事項およびその等価物によって規定される。

Claims (14)

1. 炉心と；
   炉心内に配置された複数の燃料集合体と；
   第１中性子吸収材および第１中性子吸収材を作動させることにより炉心内の少なくとも幾つかの燃料集合体において中性子を吸収させる第１作動システムを含む一次停止システム；
   第２中性子吸収材および第２中性子吸収材を作動させることにより炉心内の少なくとも幾つかの燃料集合体において中性子を吸収させる第２作動システムを含む二次停止システム；
   第３中性子吸収材および第３中性子吸収材を作動させることにより炉心内の少なくとも幾つかの燃料集合体において中性子を吸収させる第３作動システムを含む三次停止システムから成り；
   第１、第２および第３作動システムが互いに独立であり、互いに異なる原理に基づいて対応の第１、第２および第３中性子吸収材を作動させるようにそれぞれ独自に設計された作動機構を採用する原子炉。
2. 第１作動システムが作動されると第１中性子吸収材の少なくとも一部を炉心内へ挿入し；第２作動システムが作動されると第２中性子吸収材の少なくとも一部を炉心内へ挿入し；第３作動システムが作動されると第３中性子吸収材のほぼすべてを炉心内へ挿入する請求項１に記載の原子炉。
3. 第３作動システムが第３中性子吸収材を炉心内の中心軸に対して対称に挿入する請求項２に記載の原子炉。
4. 三次停止システムが受動的にも手動的にも作動する請求項１に記載の原子炉。
5. 炉心温度が所定の限界を超えると三次停止システムが受動的に作動する請求項４に記載の原子炉。
6. 三次停止システムが非作動状態において第３中性子吸収材を炉心の上方に保持するように炉心の上方に設けたタンクから成り；前記タンクが炉心のほぼ中心を下方へ延びる中心導管と弁を介して連結されており；三次停止システムが作動すると前記弁が開いて第３中性子吸収材を実質的に炉心内の導管へ挿入する請求項１に記載の原子炉。
7. 炉心が炉心内を流動する液体金属冷却材によって冷却され、中心導管の少なくとも一部が液体金属の静止プールで満たされている請求項６に記載の原子炉。
8. 三次停止システムの作動状態において第３中性子吸収材が中心導管を通って炉心に流入するのを防止するため、中心導管の下端を閉止するクロージャーを含む請求項６に記載の原子炉。
9. クロージャーが炉心内を流動する冷却材に対して透過性であり、中心導管が炉心内冷却材中に挿入される時、中心導管の少なくも一部が冷却材で満たされる請求項８に記載の原子炉。
10. クロージャーが炉心内を流動する冷却材に対して不透過性であり、中心導管内の冷却材プールを密閉する請求項８に記載の原子炉。
11. 作動すれば一体的な集合体としてタンク、弁および中心導管を交換のため炉心から取外
    すことができる請求項８に記載の原子炉。
12. 第１中性子吸収材、第２中性子吸収材および第３中性子吸収材の少なくとも２つが異なる化学的組成を有することができる請求項１に記載の原子炉。
13. 第１中性子吸収材、第２中性子吸収材および第３中性子吸収材がそれぞれ他とは異なる化学的組成を有することができる請求項１２に記載の原子炉。
14. 原子炉が増殖機能または燃焼機能を有する液体金属高速炉である請求項１に記載の原子炉。