JP2013519094A - モジュール式核分裂廃棄物転換炉 - Google Patents

Abstract

Ｕ−２３８及び／又は他の親廃棄物材料を核分裂可能な核種に転換しながら、使用可能なエネルギーを連続的に生産するモジュール式核分裂廃棄物転換炉。原子炉は、数十年の寿命を備え、運転中に十分な安全を維持するための活性炉心の境界内の反応度制御機構を必要としない、非常に均一な、自己制御式の炉心２を有する。例示的な実施形態は、高温ヘリウム冷却材、二重セグメント２２初期環状臨界炉心、炭化物燃料、核分裂生成物ガス捕集システム、セラミック被覆及び内部構造物を使用し、１つの世代から次の世代へと、親物質材料の最小限の追加のみで、炉心の複数世代にわたって経済的にエネルギーを生成するモジュール式原子炉設計を形成する。

Description

本願は、原子炉及びその運転方法に関し、より詳細には、燃料交換なしに長期間にわたって稼働することができる原子炉に関する。

［関連出願］
本願は、２０１０年２月４日に出願された米国仮出願第６１／３０１，５５４号、及び２０１０年２月１８日に出願された米国仮出願第６１／３０５，７９９号に基づく優先権を主張し、これらの米国仮出願の開示は参照により本明細書に援用される。

長期の稼働のための自動化された原子炉の概念は、Edward Teller他による１９９６年１月の論文の主題であり、そこでは、本質的に臨界である濃縮された核分裂性物質が存在する初期核分裂性領域から、１次核分裂反応を炉心全体内で１つの場所から別の場所にシフトさせる親物質の中に進行する原子核燃焼波を用いた再処理なしでの増殖の概念に焦点が当てられていた。この概念は、１９９６年のこの論文の著者のうちの幾人か、及び他の人達によって、更に発展させられ、その結果、米国出願第２００８／０１２３７９６、米国出願第２００８／０２３２５２５、及び米国出願第２００９／００８０５８７を含む一連の公開された米国出願に、そのような進行波炉の記述が公開された。

本発明は、数十年にわたって燃料交換なしに稼働することができ、その寿命にわたって連続的にパワーを生成し、その結果、初期炉心に存在していたものと同量又はより多くの、再利用に適した核分裂性物質を含む使用済み燃料物質の最終炉心を生じるモジュール式核分裂廃棄物転換炉を提供するために、異なる方法でこの目的にアプローチするものである。

以下に開示する例示的な実施の形態は、モジュール式核廃棄物転換炉及びその運転方法を提供する。これらの例示的な実施の形態は、限定するものではないが、高温ヘリウム冷却材と、二重セグメント環状区分炉心の配列と、炉心の複数世代にわたってエネルギーを提供するための炭化物燃料と、核分裂生成物ガス捕集システムと、セラミック被覆と、概略的な内部構造物とを含む。

１つの特定の態様では、本発明は、燃料交換なしで１０年以上稼働するように設計された核分裂原子炉であって、
原子炉容器と、
前記容器内の中央炉心であって、該炉心は、該炉心内での核分裂反応を通して熱を生成し、１つ又は複数の初期核分裂性セクション及び側方転換セクションを含み、前記１つ又は複数の初期核分裂性セクションは、前記中央炉心の寿命にわたって臨界炉心領域の活性な一体部分のまま残存する、中央炉心と、
前記容器内及び前記容器外へのヘリウムの循環によって前記炉心から熱を取り出して、炉心温度を約７００℃から１０００℃に維持するとともに、前記容器の外部で前記加熱されたヘリウムからパワーを生成するヘリウム循環システムと、
なお、前記炉心の前記１つ又は複数の初期核分裂性セクションは、核分裂性及び親物質の炭化物核種を含む焼結燃料体を収容する炭化ケイ素容器の形態の燃料要素を含み、
通常運転中に前記燃料要素から揮発性核分裂生成物を取り出すシステムと、
を備える、燃料交換なしで１０年以上稼働するように設計された核分裂原子炉を提供する。

別の特定の態様では、本発明は、燃料交換なしで１０年以上稼働するように設計された核分裂廃棄物転換炉であって、
原子炉容器と、
前記容器内の中央炉心であって、該炉心は、該炉心内での核分裂反応を通して熱を生成し、１つ又は複数の初期核分裂性セクション及び側方転換セクションを含み、該１つ又は複数の初期核分裂性セクションは、原子炉寿命にわたって臨界中央炉心の一部のまま残存する、中央炉心と、
前記容器内及び前記容器外へのヘリウムの循環によって前記炉心から熱を取り出して、炉心温度を約７００℃〜１０００℃に維持するとともに、前記容器の外部の位置で前記加熱されたヘリウムからパワーを生成するヘリウム循環システムと、
なお、前記炉心は、炭化物核分裂性及び／又は親物質核種の焼結体を包囲する炭化ケイ素容器の形態の複数の燃料要素を含み、
通常運転中に前記複数の燃料要素から揮発性核分裂生成物を取り出すシステムと、
を備える、燃料交換なしで１０年以上稼働するように設計された核分裂廃棄物転換炉を提供する。

更に特定の態様では、本発明は、燃料交換なしで１０年以上稼働するように設計された核分裂原子炉であって、
（１）原子炉容器と、
（２）前記容器内の中央炉心であって、該炉心は、その内部での核分裂反応を通して熱を生成し、（ａ）垂直方向に離間した２つの水平領域内に配置された２つの初期核分裂性セクションであって、各水平領域は焼結炭化物核分裂性燃料体の略環状の領域を含む、２つの初期核分裂性セクションと、（ｂ）焼結親物質燃料体を収容する水平領域を含む複数の転換セクションであって、該転換セクション水平領域は、前記２つの初期核分裂性セクションを収容する前記２つの水平領域の上方、間、及び下方に配置されており、前記２つの初期核分裂性セクションは、前記中央炉心の寿命にわたって臨界炉心領域の活性な一体部分のまま残存する、複数の転換セクションと、を収容する、中央炉心と、
（３）前記容器内及び前記容器外へのヘリウムの循環によって前記炉心から熱を取り出して、炉心温度を約７００℃〜１０００℃に維持するとともに、前記容器の外部で前記加熱されたヘリウムからパワーを生成するヘリウム循環システムと、
（４）通常運転中に前記焼結燃料体から揮発性核分裂生成物を取り出すシステムと、
を備える燃料交換なしで１０年以上稼働するように設計された核分裂原子炉を提供する。

更に他の特有の態様では、本発明は、複数世代の原子炉を提供し、第１世代炉心が、低濃縮ウラン（ＬＥＵ）及び／又は兵器級プルトニウム（ＷＰｕ）の劣化混合物等を含む核分裂性燃料区分を有し、後続の世代の炉心は、幾つかの核分裂生成物がそこから分離された、前の世代の原子炉の重金属放出を含む。

また更なる態様では、本発明は、初期核分裂性領域と親物質領域とを含む炉心を有する原子炉であって、親物質領域は、使用済み核燃料（ＳＮＦ）、劣化ウラン（ＤＵ）及び／又は天然ウランを含み、原子炉は、従来の軽水炉（ＬＷＲ）に比べて、２倍以上大きい燃料利用率及び燃料燃焼値によって稼働する原子炉を提供する。

また更なる態様では、本発明は、現地まで輸送することができる小型原子炉であって、燃料交換も燃料要素のシャフリングも行うことなく、２０年以上にわたってポイズンを制御することなしに、均一な反応度（flat reactivity）を、単一に近く維持するように設計されており、例えば、放出されたが再処理されていない、ＬＷＲからの、被覆が除去された燃料のような、非常に様々な核燃料及び廃棄物を使用することが可能である小型原子炉を提供する。

更に別の態様において、本発明は、工場で組み立てることができる小型原子炉であって、ＤＵをプルトニウムに転換するために中央炉心内の小さな濃縮ウラン臨界領域を使用し、これにより、燃料交換も燃料シャフリングも行うことなく、約１５年〜３０年にわたって、ポイズンを制御することなしに、均一な反応度を、単一に近く維持しながら、臨界炉心領域を、中央炉心全体に外方に、今転換された核分裂性領域まで拡張する小型原子炉を提供する。

例示的な実施形態が図面の参照図に示されているが、本明細書に開示された実施形態及び図は、制限的なものではなく例示的なものであるとみなされることが意図される。

例示的なモジュール式核分裂廃棄物転換炉の１つの実施形態を概略的に示す図である。 図１に示す原子炉本体及び炉心の断面斜視図である。 概ね中間炉心レベルにおける図２の原子炉の概略断面図である。 図２に示されているような、モジュール式核分裂廃棄物転換炉についての中性子束に対する中性子エネルギースペクトルをプロットしたグラフである。 炭化ケイ素についての中性子線量に対する密度変化をプロットしたグラフである。 炭化ケイ素についての照射温度に対する密度変化をプロットしたグラフである。 平坦なプレートの形態である例示的な個別の燃料要素の斜視図である。 図５の燃料要素を４８個収容した例示的な燃料要素集合体の斜視図である。 図６の集合体のような、例示的な燃料要素及び燃料要素が内部に支持されたホルダーの内部構造を、サイズを拡大して示す断片的な図である。 図１の原子炉で使用することができる炉心支持板の斜視図である。 図２に見られるような炉心の１つの層を包囲し得る相補的な形状のＢｅＯブロックから作ることができる例示的な内側反射材リングアセンブリの斜視図である。 図８Ｂのリングに隣接する外側反射材アセンブリセクションの斜視図である。 外側反射材集合体を直ちに包囲し得る中性子遮蔽セクションの斜視図であり、この遮蔽は、Ｂ₄Ｃ等の円弧状プレートから形成することができる。 管状炉心バレルの中に包囲された例示的な炉心を通る断面図である。 上側、中央、及び下側の親物質転換セクションが側面に置かれた２つの初期核分裂性セクションを収容する例示的な炉心を垂直方向に通る概略図である。 転換セクションと比較した核分裂性セクションについてのパワーフラクションに対する炉心寿命をプロットしたグラフである。 ＬＥＵ核分裂性セクション及びＤＵ転換セクションを備えた第１世代モジュール式核分裂廃棄物転換炉心についての時間に対するｋ効果をプロットしたグラフである。 劣化ウラン及び使用済み核燃料転換セクションを使用する同様の実施形態についての時間に対するｋ効果をプロットしたグラフである。 炉心の２世代における初期核分裂性セクション及び転換セクションで使用することができる燃料タイプを示す２世代ライフサイクルの１つの実施形態を示すフローチャートである。 図１の原子炉システムの中に組み込むことができる例示的な核分裂生成物捕集システムの概略図である。 そのようなモジュール式核分裂廃棄物転換炉の実施形態についてのエネルギーに対する中性子束をプロットしたグラフである。 そのようなモジュール式核分裂廃棄物転換炉についての時間に対するドップラー係数をプロットしたグラフである。 そのようなモジュール式核分裂廃棄物転換炉についての時間に対するボイド係数をプロットしたグラフである。 図５に示す燃料要素の代替的な実施形態の斜視図であり、この代替的な実施形態は、本発明の特徴を実施するモジュール式核分裂廃棄物転換炉において使用することができる。 図１６Ａの１６Ｂ−１６Ｂ線に沿った概略断面図である。 図１６Ａに示すタイプの複数の燃料要素の例示的な集合体の斜視図である。 図１６Ｃに示す燃料要素集合体の断片的な拡大上面図である。

以下に、本発明の種々の特徴を実施するモジュール式核分裂廃棄物転換炉及びそれらの運転方法の実施形態を示す。

原子炉システム
図１に概略的に示されているように、このタイプの核分裂廃棄物転換炉モジュールは地表面１の下に配置することができる。本原子炉システムは、好適には、核分裂廃棄物転換炉心２と熱除去又は抽出システム３とを収容する容器５ａを含み、ヘリウム冷却材を使用するとともに、少なくとも１つの熱交換器４又は或る代替的な熱抽出器／変換器と流体連通して作動可能に連結されている。原子炉容器５ａ及び熱変換器４は、内側流路１１及び外側流路６を含むクロスダクト５によって連結することができる。熱変換器４は、蒸気発生器のような熱交換器を含むことができ、代替的には、熱交換器４は、連続的な電力の出力を提供するような流体駆動タービン発電機等を含むことができる。

原子炉システム全体は、一般に、燃料装荷された炉心、原子炉容器内部構造物、ヘリウム冷却材及び冷却材供給システム、燃料計装及び制御系、並びに停止熱除去系を含む。外側原子炉容器５ａは、従来通りに、溶接されたフランジ５ｂによって接続された上側部分及び下側部分に分割することができる。下側部分は、図２に示されているように、炉心２、反射材−炉心支持体５ｃ、及び制御装置を収容している。上側部分は、上側領域内において停止冷却系接続部に接続するライザリーディングを収容し、このライザリーディングは、そのようなモジュール式核分裂廃棄物転換炉の１つの実施形態を示す図１に見られるように、同軸クロスダクト５の熱変換器に接続する。

通常運転中、（約４９０℃〜５００℃の）冷温ヘリウムが、クロスダクトの外側領域６を通って容器５ａに入る。冷温ヘリウムは、原子炉容器５ａの内壁面に沿って下方に流れて容器を冷温に維持する。ヘリウムの流れは、炉心底部の入口プレナム７において１８０度回転し、その後、炉心支持構造支持体５ｃ及び底部反射材８を通って上方に流れる。図２及び図３に示されているように、炉心２は、燃料集合体、反射材要素、中性子遮蔽、起動用中性子源、及び反応度制御構成要素を含み、それらは全て、管状炉心バレル２１ａ内に配置されるとともに、炉心支持構造５ｃによって支持されている。ヘリウム冷却材は、プレナム７から上方に、活性炉心（active core）２及び頂部反射材９を通って進んだ後、頂部プレナム１０を通って炉心から流出する。流出する高温のヘリウム（約８５０℃以上）は、クロスダクト５の内側隔離領域１１を通って流れ、熱交換器４に流入する。

被覆及び構造材料
核分裂廃棄物転換炉の被覆及び構造構成要素は、炉心内の高フラックス及び高温状態に耐えるように、好ましくはセラミック材料から作られる。セラミック材料は、全出力運転時の想定寿命にわたってクリープ及び腐食に対して十分に耐えるとともに、機械的な加工性を提供するものと予測される。

図４Ａは、そのようなモジュール式核分裂廃棄物転換炉の１つの実施形態についての中性子束に対する中性子エネルギースペクトルのプロットを示している。熱エネルギーレベルまで減速されていない中性子は、親物質を核分裂性物質に転換するために使用されるとともに、後続の核分裂性物質の分裂のために使用され、これは、中性子エネルギーを著しく吸収したり、又は緩和したりすることのない炉心材料の構成及び使用によって達成される。

炭化ケイ素のようなセラミック材料が、様々な中性子エネルギーに対して、他の関連材料よりも低い低吸収断面積を有することは良く知られている。炭化ケイ素（ＳｉＣ）は、純粋な黒鉛材料よりも大きな平均原子量も有し、これにより、散乱相互作用あたりの中性子減速量が低減される。さらに、炭素及びケイ素は、それぞれ、この出願の主題であるモジュール式核分裂廃棄物転換炉に存在するエネルギー範囲において、低い中性子吸収断面積を有する。

モジュール式核分裂廃棄物転換炉の燃料被覆材及び構造材は、炉心内でのそれらの運転寿命にわたって機能的な性能を保持することができるように選択される。図４Ｂは、炭化ケイ素が、中性子束に起因する小さな密度変化を呈することを示し、また、これらの値が、原子あたりの変位（displacements per atom）（ｄｐａ）が増加するにつれて安定してくることを示す。図４Ｃは、そのような密度変化の大きさが、最適温度範囲内での炉心の運転によって最小化することができることを示している。

燃料要素及び燃料要素集合体
モジュール式核分裂廃棄物転換炉の燃料は、好ましくは、炭化物の形態の燃料とともに装荷され、すなわち、炭化物は、好ましくは、少量の二炭化物が混合された単炭化物であり、例えば、ＵＣ_1.Xとして参照される、少量の二炭化ウランを含む一炭化ウランである。直接の燃料領域内の過剰炭素は、核分裂生成物との化学反応を許容し、燃料要素被覆への化学腐食に対する防護となる。燃料は、好ましくは、約５０体積％〜８０体積％、好ましくは約６０体積％〜８０体積％の充填密度を有することができる焼結体の形態である。したがって、焼結燃料体は、好ましくは、少なくとも約２０％、好ましくは約２０％〜４０％の相互接続された多孔性を有し、固体核分裂生成物が堆積する空間が提供され、燃料領域又は肉部の中の核分裂生成ガスが移動する通路を確保するとともに、原子炉寿命にわたってベントポート１５を通る逃がしを提供する。炭化物燃料は、固体焼結プレートの形態とすることができ、この固定焼結プレートは、連続的であり、燃料要素１２の外面に対して良好な熱伝導性を提供する。以下に記述するように、核燃料の焼結された短い円柱を代替的に使用することもできる。

図５は、そのような平坦なプレートを収容する個々の燃料要素１２の１つの実施形態の例示的な実施形態であり、その外側ケーシング及び突出したベントポート１５を示している。図６は、箱状の燃料集合体１３の例示的な実施形態の概略図であり、このタイプの複数の、例えば４８個の個々の燃料要素１２が、好ましくは炭化ケイ素複合材料で構成された包囲するフレーム又はホルダー１３ａ内に収納されている。燃料要素１２は、フレーム内のスロットの中に受け入れられており、好ましくは、図７に示されているように、連続的な、硬化された構造を確保する焼鈍プロセスを用いて、フレームに対して固定的に取り付けられている。図７も、そのような燃料要素１２の内部構造を示している。１つの代表的な実施形態として、一辺が約４３．３ｃｍの正方形で、深さが１６ｃｍのホルダー１３ａは、そのような平坦な燃料要素１２を２列保持することができる。

燃料要素の、この実施形態における中央焼結炭化物燃料プレート１４は、相互接続された多孔性を有し、固体核分裂生成物が堆積する十分な空間が提供されるとともに、ベントポート１５への揮発性核分裂生成物ガスの通路が許容される。このベントポート１５は、好ましくは、図５に示されているように、１つの隅に配置されており、これにより、ホルダー１３ａの一方の半部又は両方の半部の中で燃料要素の各グループのための共通のコネクタ又はヘッダー（図示せず）への接続を可能にする。そのようなコネクタは、マニホールドとして機能し、炉心領域から揮発性核分裂生成物を除去するように設計された核分裂ガス捕集システム全体の一部を形成する。その計画された寿命にわたって、焼結炭化物燃料プレート１４内の空隙体積の半分未満が固体核分裂生成物で充填されるようになり、揮発性核分裂生成物の流れのための十分な空間が残される。平坦な炭化物燃料プレート１４は、好ましくは、その外側表面に炭化物燃料スラリーがコーティングされており、この炭化物燃料スラリーは、ウラン炭化物等の滑らかな内側熱伝達表面層１３ｂを形成し、次いで、最適には、熱分解炭素（ＰｙＣ）１３ｃの外側層で、そのようなＰｙＣシールが、燃料プレート表面を密封し、蒸気質ＳｉＣ雰囲気において続けて燃料プレートを被覆することを可能にする。構造プレート被覆１６は、閉じた外側容器を形成し、ケイ素複合材から作られており、例えば、クロス織りされ、次いでβ−ＳｉＣで浸潤された、高純度ＳｉＣ材料の複数の層から作られており、その浸潤プロセスの最中に、密な熱分解炭素包みシールが燃料との化学反応を防止する。代替的な実施形態として、そのような滑らかな層１３ｂでコーティングされた焼結炭化物燃料プレート１４を、機械的に組み立てられた、別個に形成された炭化ケイ素被覆又はジャケットの中にぴったりと嵌め、そして密封して燃料要素１２を形成することができる。

温度が上昇するにつれて準単炭化物燃料の熱伝導性が改善される（上がる）ので、その結果、より高い温度において、運転中に燃料プレートにわたって温度上昇が低減する。

反射材
そのような箱状燃料集合体１３のそのような集合全体は、全ての面が反射材集合体によって包囲されている。そのような反射材の目的は、中性子を中央炉心に戻すことによって中性子漏洩を最小限に抑えることであり、これにより、中性子経済が改善され、親物質燃料を核分裂性燃料に転換すること、又は核分裂性燃料を核分裂させることのいずれかの確率を増加させることが可能になる。ベリリウムや黒鉛のような、大きな中性子散乱断面積と小さな吸収断面積とを有する反射材材料の使用は、反射材の効率を増加させる。炉心及び包囲する反射材は、図１及び図２に示されているように、反射材−炉心支持体５ｃ上で支持されており、代表的な支持体が図８Ａに示されており、上方に向かって冷却材が通って流れる２１個の矩形開口を有する。

原子炉は、一般に、２つの主なタイプの反射材材料、すなわち、（１）ＢｅＯ又はＢｅ₂Ｃのような、ベリリウムを含む材料、及び（２）黒鉛を含む。ベリリウムを収容する内側反射材集合体１８（図８Ｂ参照）が、燃料装荷された炉心を直接包囲しており、内側反射材集合体１８は、好ましくは、互いに相互嵌合する２つの異なる形状の複数の個々のブロック１７からなる。そのようなＢｅＯ又はＢｅ₂Ｃのブロック１７は、炉心内の燃料集合体を包囲するため、及び、好ましくは直円柱のセクションである外側表面を提供するように成形された内側反射材集合体を形成するために必要とされる、種々の断面形状及び厚さで提供することができる。図８Ｂは、そのようなブロック１７から形成されるそのような内側反射材集合体１８の１つの水平層の例示的な斜視図であり、ブロック１７は、図６及び図７に示すタイプの２１個の燃料要素集合体を含む炉心内の１つの水平アレイを包囲する。

内側反射材集合体１８に隣接するとともに放射方向の直ぐ外側に、外側反射材集合体１９が配置されている。図８Ｃは、そのような１つの集合体の例示的な実施形態であり、１２個の黒鉛ブロック２０から作られている。そのような黒鉛ブロックは、特定の炉心について所望される標準的な形状及び厚さで形成することができる。

黒鉛反射材集合体１９は、好ましくは、炭化ホウ素（Ｂ₄Ｃ）又は他のそのようなポイズンのような、中性子吸収材又は中性子ポイズンを収容する中性子遮蔽２１によって包囲されている。図８Ｄは、１つのそのような円弧状の比較的薄いプレートで形成された中性子吸収材の遮蔽２１の例示的な実施形態である。図２に関して言及した、頂部反射材集合体９及び底部反射材集合体８は、好ましくは黒鉛で形成されており、それらは炉心の上方及び下方に配置されており、それらは以下で説明する。

図９は、図３と同様の概略断面図であり、筒状炉心バレル２１ａ内に配置された炉心の周りを包囲する関係にある周囲反射材集合体１８及び１９並びに中性子遮蔽２１を示している。図８Ａに最も良く見てとれるように、炉心支持構造５ｃに設けられた２１個の開口の上方で垂直方向に位置合わせされた正方形断面の２１個の燃料集合体１３が示されている。

初期核分裂性及び転換セクション
モジュール式核分裂廃棄物転換炉の初期炉心は、別個の燃料セクションを含んでいる。図１０は、１つのそのような層状領域概念の概念的概略図であり、２つの分割、すなわち、離間した初期核分裂性セクション２２及び隣接した側方親物質転換セクション２３を使用している。この構成は、この実施形態では２１個の燃料集合体１３のアレイによって与えられる複数の水平領域を用いている。

核分裂性セクションは、低濃縮ウラン（ＬＥＵ）、兵器級プルトニウム（ＷＰｕ）の劣化混合物、又は他のそのような燃料物質を含むことができ、概ね約８％〜約１８％の核分裂性核種を含む。図１１Ａは、転換セクションから導出されるパワーのフラクション（ライン２５参照）と比較した、初期核分裂性セクションから導出されるように考慮される炉心寿命にわたるパワーのフラクション（ライン２４参照）を示したグラフであり、パワーのフラクションとして考慮されたものである。炉心寿命の始まりにおいて、炉心内の臨界核分裂反応が初期核分裂性セクション２２内で生じ、例示する実施形態においては、核分裂性燃料集合体１３の２つの離間した環状領域を含んでいる。炉心寿命にわたって、２つの核分裂性セクション２２からの過剰中性子が、親物質転換セクション２３及び核分裂性セクション（例えばＬＥＵ）の両方において、Ｕ−２３８をＰｕ−２３９に転換する。その結果、炉心の臨界領域が拡大し、更なる正の反応度を提供して、核分裂生成物の存在に起因する負の反応度を補償するように拡がる。パワー密度は、最終的に、初期核分裂性セクション２２から本質的に全ての方向に拡大し、その時点で２つの初期核分裂性セクションに沿って種々の転換セクション２３を含む。

最初は親物質燃料であり、現時点では核分裂性燃料に転換された燃料のその後の核分裂によって得られるエネルギーのパーセンテージは、炉心寿命にわたって増加する。運転寿命の最初の１０年が終わる前に、最初に炉心内に装荷された核分裂性燃料の核分裂から得られるエネルギーよりも多くのエネルギーが、転換された親物質燃料の核分裂から得られている。図１１Ａに見られるように、運転寿命の最後までに、エネルギーの大部分が、転換された核種の核分裂から生成されている。しかしながら、拡大された炉心の一部のまま残存する初期核分裂性核種からの幾らかの寄与が依然として存在する。

図１１Ｂは、ＬＥＵ核分裂性セクション及びＤＵ転換セクションを備えた第１世代炉心について、時間に対する実効増倍率ｋ−ｅｆｆの例示となり得るグラフである。原子炉が、実質的に連続的な１００％全出力運転で、３０年以上にわたって臨界を維持することを考慮している。この期間中、最大反応度の振動範囲は、約３．６％にすぎない。

例示的なモジュール式核分裂廃棄物転換炉心は、運転寿命にわたって５％未満の期待値を伴う最小過剰反応度を有する。これは既存の原子炉に比べて大幅に低い値であり、制御系の要求の低減、反応度付加事故シナリオの影響の低減、及び炉心領域内の代わりに反射材内において作動するように制御系を設計することができること等の利点を提供する。図３に示したように、内側反射材集合体１８の範囲内に制御ドラム５ｄを配置することができる。図１１Ｃは、ＤＵ（ライン２６参照）又は転換セクション親物質の使用済み核燃料（ライン２７参照）を使用する一実施形態について、モジュール式核分裂廃棄物転換炉の反応度期待値を示すグラフである。

複数世代燃料
モジュール式核分裂廃棄物転換炉の実施形態での使用のために想定される或る核燃料は通常、広く利用可能であり、それらには、限定するものではないが、ウラン（天然、劣化、又は濃縮）、プルトニウム及び他の超ウラン元素、並びに、以前に燃焼された核分裂燃料集合体（使用済み核燃料）が含まれる。ウラン及びトリウムは、使用することができる様々なタイプの核分裂性セクション燃料及び転換セクション燃料の中の１つである。他のアクチノイド元素のような、他のそれほど広く利用可能でない核分裂燃料を使用することもできる。そのようなモジュール式核分裂廃棄物転換炉の幾つかの実施形態は、約四半世紀から約半世紀程度の長期の全出力運転を考慮しており、モジュール式核分裂廃棄物転換炉の固有の特徴は、運転寿命中に核燃料の交換又は燃料のシャッフリング、すなわち、燃料要素の位置の変更が不要であることである。

運転寿命の終わりにおいて、かなり多くのＰｕが、主にＮｐ、Ａｍ及びＣｆである少量の他のアクチノイドとともに残存し、その結果、核分裂性核種の全体濃度が、最初の燃料装荷のための核分裂性核種の元の全体濃度よりも高くなる。このため、親物質及び核分裂性重金属物質を次世代原子炉で再使用することが可能となる。燃料から３０％〜９０％の核分裂生成物、好ましくは、少なくともその約６０％を除去し、或る核廃棄物質（劣化ウラン又は使用済み核燃料）を追加した後に、元の炉心とほぼ同じ全燃料重量を有する新しい世代の炉心のための十分な燃料が存在し、そのような次に続く炉心の中へのリサイクルが可能となる。

モジュール式核分裂廃棄物転換炉の種々の実施形態の幾つかの有利な特徴は、上記の考察から得られる。例えば、全出力での四半世紀〜半世紀の原子炉運転が、核燃料の交換なしに達成でき、熱エネルギーレベルまで減速されていない中性子を用いることにより、核燃料の再処理を回避することができる。更なる例として、これらのモジュール式核分裂廃棄物転換炉の幾つかの実施形態は、使用済み核燃料又は劣化ウランのような、濃縮されていないアクチノイド燃料の高い平均燃焼度を可能とし、第１世代炉心についての炉心の初期燃料充填において、適度に同位体濃縮された核分裂性燃料の比較的小さな核分裂性領域の使用を必要とする。

図１２は、そのようなモジュール式核分裂廃棄物転換炉システムの複数世代ライフサイクルを概略的に示している。核分裂性セクションの初期燃料装荷は、低濃縮ウラン（又は他の核分裂性燃料）を含むことができ、転換セクションは、核廃棄物（使用済み核燃料、劣化ウラン又は他の適切な廃棄物）を含むことができる。そのようなモジュール式核分裂廃棄物転換炉の炉心の全体の初期濃縮は、軽水炉（ＬＷＲ）の初期濃縮に比べて大幅に大きいものではない場合があるが、炉心は、その運転寿命中、大幅に高い燃料燃焼度を達成する。例えば、炭化物核分裂性燃料は、約４％〜１８％の濃縮、例えば８％〜１８％の濃縮を含むことができ、前述したように、そのようなモジュール式核分裂廃棄物転換炉のその後の世代は、追加の濃縮ウランを必要としない。

定格出力での数十年の運転の後、モジュール式核分裂廃棄物転換炉の燃料が除去される。高放射性の核分裂生成物が崩壊する或る期間の後、燃料は、構造材及び被覆材から分離され、核分裂生成物の或るフラクション、例えば、好ましくは少なくとも約６０％が除去される。残余の重い物質（核分裂性重金属、親物質重金属、及び残余の核分裂生成物）は、或る追加の核廃棄物質、例えば使用済み核燃料又はＤＵと一緒に新しい燃料要素１２へと加工され、次の世代のモジュール式核分裂廃棄物転換炉心が提供される。

上記のプロセスは、数世代にわたって続くように設計される。最終的な効果は、運転寿命中に実質的に連続的なエネルギー出力を提供するとともに、数十年のその運転寿命の終わりの後、幾らかの固体核分裂生成物の除去のみを必要とする一方で、（第１世代の後に）核廃棄物質のみを次の炉心に追加するシステムである。モジュール式核分裂廃棄物転換炉の設計は、核分裂生成物除去効率の範囲にわたって次の世代の運転をサポートする。しかしながら、或るレベルの核分裂生成物の蓄積が起きると、効率的な運転寿命の終わりに到達したものと考えられる。したがって、運転寿命と核分裂生成物除去効率とは直接的に関連している。

核分裂生成物捕集システム
核分裂生成物ガスが燃料要素内に蓄積したままにされると、過圧状態となる可能性が高くなり、被覆が破断又は破裂する可能性がある。図１３は、原子炉の運転寿命にわたって揮発性核分裂生成物ガスを捕集し、貯蔵する核分裂生成物捕集システムを示す概略的な例示的な実施形態である。燃料要素集合体１３に関して示しているが、代替的な燃料要素構造を容易に組み込むことができる。示された実施形態は、各燃料集合体１３内の４８個の燃料要素１２をマニホールド化するコレクタまで延びるブランチのネットワークを使用する。これらのブランチは、今度は、中央コネクタ配管３１に接続された一連のヘッダー３０に連結されている。５００℃〜７００℃以上で揮発する核分裂生成物は、ガスとして原子炉から出て、配管３１の中を通って、フィルター３２、セパレーター３３、及び核分裂生成物貯蔵システム３４に輸送される。

核分裂生成物捕集システムは、１次冷却材よりも僅かに低い圧力に維持されており、これにより、潜在的な核分裂生成物ガスの外方への流れではなく、ヘリウムの内方への流れが促進される。燃料被覆又は捕集システム内の最も小さなピンホールさえも通る少量のヘリウムの内方への流れが、揮発性核分裂生成物の１次冷却材系への望ましくないあらゆる相互拡散を抑制する。核分裂生成物ガスは、同伴された全てのヘリウムとともにヘッダー３０に集まり、中央捕集配管３１を通って原子炉から出て行く。中央捕集配管３１は、炉心の頂部に配置することができ、頂部では１次冷却材が約８５０℃以上である。核分裂生成物ガスが特定のフィルター及び膜又は吸収フィルター３２並びにセパレーター３３を通って流れ、同伴された固体及び凝縮物が除去された後、核分裂生成物が一掃された、そのような同伴されたヘリウムのバルクは、任意選択で原子炉に戻すことができる。最後に、残余の核分裂生成物ガスは、適切な貯蔵タンク３４内に安全に貯蔵される。

中性子経済
モジュール式核分裂廃棄物転換炉は、ベリリウム（Ｂｅ）のような、核分裂時に（ｎ、２ｎ）反応を生じる核種の形態の反射材材料を使用すると考えられる。そのような反応は、最初の中性子が吸収され、２つの中性子が結果として放出されたときに生じる。これは、中性子経済を改善し、炉心からの不可避の中性子漏洩を補償する。

図１４は、運転寿命にわたる最小の変化を具体的に示す潜在的中性子束スペクトルを示すグラフである。平均中性子エネルギーは、１０⁵電子ボルトである。中性子スペクトル幅は、運転寿命の最初の半分の間は僅かに細く（すなわち、その平均近くにより集中されるようになり）、しかしながら、運転寿命の終わりまでに、開始時の状態近くまで戻ると考えられる。

原子炉温度制御
原子炉温度制御及び反応度付加に対する応答は、負の温度係数を有する原子炉の設計について重要な意味があり、反応度の変化に応じた自動的な抑制を提供する。図１５Ａは、本モジュール式核分裂廃棄物転換炉心設計が、運転寿命にわたって負のドップラー係数を提供することを示している。図１５Ｂは、ボイド係数が正であるが、ドップラー係数よりも小さいことを示している。したがって、ドップラー係数及びボイド係数の組み合わせが、そのようなモジュール式核分裂廃棄物転換炉心の運転寿命にわたって負の温度係数を生じさせる。

このモジュール式核分裂廃棄物転換炉の個々の特徴は従来のものであると考えることもできるが、これらの特徴のうちの幾つかの特徴の組み合わせは、固有の炉心設計を形成する。特定の設計の原子炉全体での、そのような長い運転寿命を達成する上で、５つの重要な特定の特徴がある。すなわち、（１）ＳｉＣ被覆、（２）ＵＣ_1.X燃料タイプ、（３）親物質に対する核分裂性物質の比、（４）幾何学的形状及び燃料充填フラクション、並びに（５）ガス状核分裂生成物捕集システムである。

そのような焼結燃料体をカプセル化する封止された容器を形成するＳｉＣ被覆は、炉心の中央領域内で維持される７００℃〜１０００℃の特定の温度範囲においては小さな密度変化しか受けない。さらに、この温度範囲内で、ＳｉＣ材料は、核廃棄物転換炉において経験されるような、高い中性子束の環境からの損傷影響を最小限に抑える自己焼鈍プロセスを経験する。この運転範囲を大幅に下回る温度では、焼鈍が生じるための分子移動度が不十分である可能性があり、この範囲を大幅に上回る温度では、ボイド移動度が増加することができ、それによって、ボイドが結合し、密度変動を増加させることができる。この自己焼鈍プロセスを利用するために、炭化ケイ素被覆が選択され、概ねヘリウム冷却材の循環及び制御ドラム５ｄの僅かな回転の結果として、原子炉の運転温度が７００℃〜１０００℃に維持される。

所定の温度範囲についての最も実用的な原子炉冷却材は、ヘリウムである。ヘリウムは不活性であり、比較的大きな熱伝達率／熱伝導率及び好ましい中性子工学特性の両方を有することを含む複数のプラスの特徴を有している。冷却材としてのヘリウムの使用に基づいて、燃料要素自身のレベルにおいて所望の炉心温度を維持するために、流れている冷却材に対する燃料からの良好な熱伝導を確保すべく、燃料要素１２同士を互いに非常に接近させて配置することができるようにするために、いかなる形状の燃料要素についても、隣接する燃料要素間の冷却材流路についての幾何学的要件が導出される。

燃料、炉心の内部構造物及び燃料要素は、複数世代での使用を支えるとともに、炉心寿命中の高い燃料利用率及び劣化ウラン（ＤＵ）又は使用済み核燃料を使用する能力を確保するように設計される。燃料は、ＵＯ₂又はＵＣＯのような、２つの結合された原子を有する通常のウラン燃料ではなく、主として炭化物、例えばＵＣ_1.xであることが重要である。これの利点の１つは、単位体積あたり、より多くのウランの装荷を提供することである。しかしながら、直接の燃料領域内に幾らかの過剰炭素を存在させることが有利であり、少なくとも約５％過剰度が好ましい。過剰炭素は、好ましくは、平均で１核種あたり１つ以上の炭素原子を与えることによって提供される。このように重金属核種の近傍に密接して過剰炭素があることで、核分裂生成物（それらのうちの２つは核分裂あたりに生成される）によるＳｉＣ被覆又は他の周囲材料の潜在的な化学腐食が妨げられる。このように、ウランに対する炭素の比率の下限が好ましくは選択され、そのような化学腐食が防止される一方で、ウランに対する炭素の上限は、中性子の過減速を最小限に抑えるために、好ましくは超えない。燃料は、例えば約ＵＣ_1.0からＵＣ_1.5とすることができるが、過剰炭素を提供するために燃料肉部内のＵＣ₂の存在を利用する場合には、好ましくはＵＣ_1.05−ＵＣ_1.3の燃料比率が選択される。燃料要素に平坦なプレートが使用されるときは、製造上の目的のために、炭素は、好ましくは、焼結平坦燃料プレート１４の外側表面と外側ＳｉＣ被覆１６との間の領域にも存在する。

例示したタイプの核分裂性及び親物質の燃料要素の両方が、所望の充填密度を有する焼結された準単炭化物燃料プレートを外部容器の中にカプセル化することによって作られ、それらの外部容器は、数十年の期間にわたる原子炉の寿命にわたって、それらの強度及び完全性を保持する。原子炉運転は実質的に連続的であり、燃料交換なしに使用可能なエネルギーを生成するものと予想される。幾らかの核分裂生成物は、準単炭化物燃料の隙間に堆積することになる一方で、他の核分裂生成物は、燃料から移動し、出口ポート１５を通って燃料要素１２から出て、核分裂生成物捕集システムに入る。被覆材料は、自己焼鈍し、大幅な密度変化を避けることができるように選定され、好ましくは炭化ケイ素である。織製炭化ケイ素布地材料を、焼結燃料プレートを受け入れるポケットを形成するために使用することもできるし、そのような布地は、１つの上端から突出するバルブポートを有する燃料プレートの外面全体を包むために使用することもできる。そして、全体を包囲するＳｉＣ包み体は、高温蒸着プロセスを用いた結晶質ベータ炭化ケイ素材料の付着を介して不浸透性とされる。

そのような炭化ケイ素の蒸気浸潤又は付着において使用される化学反応体は、単炭化物燃料に対して潜在的に有害であるため、そのような織製炭化ケイ素布地の包囲体の中に、そのような燃料プレート１４をカプセル化する前に、最初にウラン単炭化物等の滑らかな層が、続いて熱分解炭素の密封層がプレートの外側表面全体にコーティングされる。任意選択では、出口ポート１５が配置される小さな領域を、出口ポート取付物の装着によって防護するか、そうでなければマスクすることができる。そのような外側炭素密封層によって防護され、包囲する炭化ケイ素織製体の中に配置された炭化物燃料プレートを用いて、部分組立体が、包囲体全体の隙間にわたって炭化ケイ素を付着させる条件の下で気体蒸着を施され、本質的に完全に結晶質炭化ケイ素から作られた、一体化された固体容器を形成する。結果として得られる炭化ケイ素被覆は、少なくとも約１ｍｍの厚さを有するべきであり、好ましくは約２ｍｍ〜３ｍｍの厚さである。そのような蒸着された炭化ケイ素は、焼結燃料プレートの外側表面を密封する熱分解炭素層から、平坦な燃料要素１２の外側表面まで、優れた固体熱流通路も提供し、したがって、図７に示されているように、流れているヘリウム冷却材流に核分裂の熱が伝達される外側表面に対して、非常に良好な熱伝達伝導通路が容易に得られる。密封層中の炭素量は、使用されるべき過剰炭素の最終的な量を決定する際に、幾らかの寄与について考慮することができる。

核分裂する燃料によって生成される全ての熱は、炉心から、燃料プレートを通り、ＳｉＣ被覆及び隣接する構造物を通って、ヘリウム冷却材まで、熱伝導によって除去されなければならない。核分裂性物質の配分は、炉心の臨界維持能力、潜在的事故の間の最大温度の制限所望値、及び所望の寿命にわたって運転炉心の活性部分のまま残存するために望まれる初期核分裂性セクション等の一組の複合的な制限組によって決まる。親物質材料は、全体的な機能的要件を達成するために、残余の燃料領域内で使用される。親物質及び核分裂性の燃料の繊細なバランスは、原子炉が複数世代を支えることと、比較的高い燃料濃度を使用することと、親物質材料としてＤＵ又は使用済み核燃料を使用することとを許容する。

核分裂プロセスを通して核分裂生成物ガスが生成され、新規で長寿命の炉心を確保するために、そのような揮発性核分裂生成物を除去可能なように燃料要素が設計される。核分裂生成物ガスの放出及び除去を組み込むことにより、潜在的な過圧状態が防止されるだけでなく、核分裂生成物ガスが炉心内に存在し続けた場合、全体の運転効率、すなわち反応度を低減させ得る化学元素が除去される。

固体核分裂生成物を収容するために、炉心を設計する際に焼結燃料体の充填フラクションが注意深く制御される。充填フラクションは、燃料が充填された空間を、燃料要素容器内で利用可能な空間で割った比として定義することができ、これは体積％で表すことができる。充填フラクションの上限は、十分な相互連結多孔性を保持しながら、核分裂中に１つのウラン原子が２つの核分裂生成物に転換した結果として要求される更なる空間のための十分な体積を提供するように設定され、これにより、燃料要素の全寿命にわたって、揮発性核分裂生成物が常に核分裂生成物ガス捕集システムへと移動することができる。充填フラクションの下限は、利用可能な燃料空間内に十分な炭素を含みつつ、炉心内の核分裂性及び親物質の材料を最大化するように、かつ良好な熱伝導性を確保するように設定される。これらの目的を達成するために、充填フラクション又は充填密度は、５０％〜８０％、好ましくは６０％〜８０％であるべきことが分かった。逆に言えば、相互連結多孔性は少なくとも約２０％であり、約６０％の充填密度において、焼結体内のボイド空間は約４０％である。

図１〜図３においては、円柱状炉心を有する例示的な原子炉が示されているが、そのような幾何学的構成にもいかなるタイプの幾何学的構成にも限定されないことが意図されていると理解されるべきである。そのようなモジュール式核分裂廃棄物転換炉のモジュールは、好適には、炉心及び原子炉冷却材システムを含んでいる。そのような各原子炉モジュールは、その原子炉冷却材システムを介して、少なくとも１つの熱変換器に流体連通にて作動可能に連結されている。そのような原子炉モジュールはそれぞれ、それ自身で完全な、スタンドアローンの原子炉であるとみなすこともできるし、幾つかのそのような原子炉モジュールが一緒に連結されてもよい。所望であれば、そのような連結されたモジュールは、共通のエネルギー変換システムを使用し得る。

上述したように、核分裂廃棄物転換炉のモジュールは、熱エネルギーレベルまで減速されていない中性子を使用する。そのため、そのようなモジュール式炉心の少なくとも一部は、１つの転換セクション又は複数の転換セクションの一部として、燃料親物質を含んでいる。炉心の別個の部分は、燃料物質が核分裂性燃料である１つ又は複数のセクションを含んでいる。そのような原子炉の最初の運転開始に際して、１つの炉心核分裂性セクション又は複数のセクション２２が、１つの炉心転換セクション又は複数のセクション２３に対して過剰中性子を提供する。次に、炉心転換セクション２３は、大きなフラクションの核分裂性核種を含む燃料へとゆっくりと転換され、炉心の核分裂エネルギーの大きな部分を提供する。

モジュール式核分裂廃棄物転換炉心は、中性子工学的に「大規模な」装置である。したがって、各モジュール式核分裂廃棄物転換炉心は、３つの特徴的な寸法を有し、その各々は通常、核分裂誘起中性子の１つの平均自由行程よりも実質的に小さくない。

核分裂廃棄物転換炉の各モジュールは、原子炉圧力容器５ａ及び他の構造構成要素を含む炉心ハウジングを備えている。炉心ハウジングの、炉心自身に近接していない部分は、原子炉圧力容器内での使用に耐え得るいかなる材料、限定するものではないがステンレス鋼等からも作ることができ、である。原子炉ハウジング内で、中性子反射材８、９、１８、１９及び放射線遮蔽２１が炉心を概ね包囲する。幾つかの実施形態では、原子炉圧力容器が地下に配置され、炉心ハウジングは、１次冷却材システムにおいて漏洩があった場合に圧力保持容器としても機能することができるケーソンの中に存在してもよい。内側反射材１８内の凹部に配置された直円柱状の制御ドラム５ｄは、原子炉制御において使用することができ、他の既知の制御機器、例えば直線状制御棒が代替として使用することができる。１２個のそのような回転可能なドラム５ｄが図３に示されているが、他の台数のドラムを使用することができる。制御ドラムは、例えば、ＢｅＯと黒鉛とに分けられた２つの半円筒型の半部で作ることができ、通常はＢｅＯが炉心に面している。中性子ポイズンの層又は細長片が、通常は炉心から離れて配置されている黒鉛半部表面に取り付けられる。ドラムを回転させてポイズン層を炉心に近づけることによって制御が達成される。Ｂ₄Ｃ、Ｇｄ₂Ｏ₃、Ｅｕ₂Ｏ₃、Ｅｒ₂Ｏ₃、及びＨｆＯ₂を含む、種々の制御ポイズンが使用可能である。炉心における中性子漏洩は比較的大きく、ポイズン層が回転されて炉心から離れているときでさえ、制御ドラム５ｄは幾らかの負の反応度効果を有している。十分に濃縮されたＢ₄Ｃが好ましく、直径約３０ｃｍのドラムの表面の半分をコーティングするために、厚さ約１ｃｍのＢ₄Ｃの１８０°層を使用することができる。

炉心は、好ましくは実質的に垂直方向に位置合わせされてその内部での原子炉流体流に対する抵抗を低減するのを助ける冷却材流路を含む。実質的に垂直方向の冷却材流路を使用することにより、自然循環適用における熱駆動ヘッドでの低減の緩和にも役立つことができる。冷却材流路は、炉心ハウジング内の下部入口プレナム７及び上部出口プレナム１０と流体連通して作動可能に連結されている。原子炉冷却材システムのクロスダクト５のコールドレグ配管６等のような、原子炉冷却材システムの少なくとも一部が、入口プレナムに連結されている。原子炉冷却材システムのホットレグ配管１１のような、原子炉冷却材システムの一部が、出口プレナムに連結されている。

原子炉冷却材がヘリウム（Ｈｅ）ガスのとき、コールドレグ配管は、原子力グレード鋼から作ることができる。ホットレグ配管１１は、高温鋼、耐火金属、又は高度セラミック複合材から作ることができる。図１に見られるように、ホットレグプレナムは、蒸気発生器のような熱交換器若しくは変換器４の入口への出口通路、又はそれら複数への出口通路に連結されている。コールドレグプレナム６は、熱変換器の各々の出口ポートから冷却された流体を受け入れて、それを炉心に戻すように連結されている。

熱変換器４は、ガス駆動タービン発電機のような流体駆動タービン発電機とすることもできるし、蒸気発生器及び蒸気駆動タービン発電機の組み合わせとすることもできる。他の熱交換器も使用することができる。熱交換器は限定されるべきものではなく、具体的な適用のために所望されるいかなる種類の熱交換器も含むことができる。具体的な適用のために所望される、いかなる数の熱変換器も使用することができることが更に理解される。そのため、複数の構成が使用されるとき、熱変換器の数は、モジュール式核分裂廃棄物転換炉のモジュールの数と同じである必要はない。

幾つかの実施形態において、原子炉冷却材システムは、その唯一の目的が、強制循環が使用されていないときの炉心熱除去にあるとしても、原子炉冷却材の自然循環を提供することができる。そのような適用においては、熱変換器は、具体的な適用のために所望される熱駆動ヘッドを生成するために垂直方向に十分に分離されて、モジュール式核分裂廃棄物転換炉の上に物理的に配置されている。他の実施形態においては、原子炉冷却材システムは強制循環システムである場合があり、所望により好適な原子炉冷却材サーキュレータ又は他の同様の装置が、原子炉冷却材配管系の中に含まれている。

モジュール式核分裂廃棄物転換炉に関連した例示的な方法
図１２のフローチャートは、或るプロセス及び運転の実施態様を示している。当業者であれば、本明細書で用いられている提示のスタイルが（例えば、全体図を提示するフローチャートの提示で始まり、その後で追加内容及び／又は更なる詳細を後続のフローチャートで提供する）、概ね、様々なプロセスの実施態様について、迅速かつ容易な理解を可能にすることがわかるであろう。

ここで図１２を参照して、Ｔｈ、Ｕ、高級アクチニド元素、及び／又は超ウラン元素のような核重金属が、初期核分裂性セクション及び転換セクションの両方について必要とされる。第１世代モジュール式核分裂廃棄物転換炉においては、初期核分裂性燃料重金属はＬＥＵとすることができる。この燃料は、炭化物に化学的に変換され、焼結されかつ加工されて、被覆核分裂性燃料要素１２にされる。

第１世代モジュール式核分裂廃棄物転換炉心は、親物質材料、例えばＤＵを含んでおり、使用済み核燃料が使用されるとき、既存の被覆を除去し、後続の加工のために燃料を準備するという追加の工程が必要とされる。この工程は、揮発性核分裂生成物を放出する可能性があるが、概ね、異なる重金属を分離することも、固体核分裂生成物を実質的に除去することもしない。しかしながら、幾つかの核分裂生成物を所望により分離することができる。この親物質燃料は、また、炭化物に転換され、焼結されかつ加工されて、被覆親物質燃料要素にされる。

図１２に示されているように、第１世代モジュール式核分裂廃棄物転換炉の燃料／被覆／構造物は、第１世代モジュール式核分裂廃棄物転換炉の中に、その構造の一部として挿入される。第１世代モジュール式核分裂廃棄物転換炉の運転により、エネルギーが生成され、少なくとも頻繁に、好ましくは連続的に、炉心から揮発性核分裂生成物が除去される。

２０年以上である可能性が高い運転寿命の後、被覆及び燃料要素構造物を備えた燃料が、第１世代モジュール式核分裂廃棄物転換炉から除去される。核分裂生成物の崩壊のための待機期間は、後続の工程の際の放射線レベルを低減するために利用することができる。構造物及び被覆が燃料要素から除去され、処分され、その結果、残余の材料は、（親物質及び核分裂性の）重金属及び固体核分裂生成物からなる。この材料は、固体核分裂生成物のかなりのフラクションを除去するために処理されるが、そのような処理は通常、重金属の元素分離をもたらすことも、除去された使用済み燃料物質の濃縮度を変更することもしない。

図１２は、重金属／部分的固体核分裂生成物材料が、どのようにして次世代のモジュール式核分裂廃棄物転換炉の初期核分裂性炉心材料になるかを示している。第１世代及び第２世代のモジュール式炉心において使用される親物質材料の量は僅かに異なる場合があるが、数世代後にはプロセスが定常状態に達し、材料の体積及び組成が、炉心の世代間で大幅に変化することはない。そのようなモジュール式原子炉システムの第１世代炉心の運転寿命の後、幾らかの新しい親物質材料（一般にはＤＵ又は使用済み核燃料のような核廃棄物）が、次の炉心に供給され、その際、運転寿命中に除去された揮発性核分裂生成物及び使用済み炉心燃料要素から分離された核分裂生成物は取り除かれる。

炉心の例示的な実施形態
使用され得る炉心の物理的構成の１つの実施形態は、種々の図面に記載される。炉心は、燃料集合体、反射材要素、中性子遮蔽、起動用中性子源、及び反応度制御構成要素を含み、全てが炉心バレル２１ａ内に配置され、炉心支持構造物５ｃによって支持されている。活性炉心は、矩形でセラミック製の燃料要素ホルダー１３ａの集合体によって提供することができ、その各々が、内側垂直壁面内に全長チャネル又は溝を含み、それらの中に平坦な燃料要素１２が摺動可能に装着され、互いに均一に離間されてヘリウム冷却材の流れのための垂直流路を提供する。例示されている活性炉心の実施形態は、２１個の並置された燃料カラムを含む（層化炉心の核分裂性セクションの図示とともに、概ね活性炉心中間面における炉心の断面図を示す図３及び図９を参照）。

そのような平坦な燃料要素を用いた例示的な炉心は、積み重ねられた層又はアレイの形態の１７個の水平領域を含むことができ、例示された実施形態における各アレイは、２１個の燃料要素集合体１３を含み、図６に見られるように、包囲する、矩形のオープンボックス又はホルダー１３ａ内に２列で、４８個の平坦な、垂直方向に位置合わせされた燃料要素１２が設けられている。核分裂性燃料要素及び親物質燃料要素の両方の集合体１３について構成が同一であり、さらに、上部反射材及び下部反射材を提供するために、同様の構成が好都合に使用される。個々の燃料要素１２は、ホルダー１３ａを構成する構造材料の側壁中央分離体内に切り込まれたチャネル又は溝の中に摺動可能に受け入れられており、ホルダーは好ましくは炭化ケイ素複合材料である。上述したように、装着された燃料要素１２は、グリーンＳｉＣペーストの薄い層を用いて、燃料要素被覆を加熱して、包囲するホルダー内の溝の表面に接着することによって、包囲するフレームに好適に固定するか、又は取り付けることができる。通常の燃料要素集合体１３は、一辺が約４３センチメートルの正方形とすることができ、高さを約１６ｃｍとすることができる。頂部及び底部が開放された例示のホルダー１３ａは、２４個ずつの２つのグループとして支持された４８個の燃料要素を含むように設計されており、燃料要素が約３ｍｍ離間されて冷却材の流路が提供されている。

したがって、例示的な炉心のこの一実施形態においては、１７の水平層の各々の中に正方形断面の２１個の燃料要素集合体１３があり、約２．７２メートルの高さを有する活性炉心領域が提供される。この炉心の実施形態は、垂直方向に順次、上部転換セクションを提供する４つの層、上部初期核分裂性セクションを提供する３つの層、中央転換セクションを提供する３つの層、下部初期核分裂性セクションを提供する３つの層、及び下部転換セクションを提供する４つの層を含むことができる。上部初期核分裂性セクション及び下部初期核分裂性セクションの水平領域を構成する６つの層は、それぞれ、８個の正方形ボックスの形態の核分裂性燃料要素の環状パターン又は領域を含み、ボックスは、親物質燃料要素のみを含む１つの中央ボックスを包囲する核分裂性燃料要素で完全に充填されている。図３及び図９に太線で示されているように、１２個の残余のボックスは、２１個のカラム炉心構成の中心の９個のボックス正方形領域の周囲の周りに配置されており、各ボックスは、一半部の核分裂性燃料要素及び一半部の親物質燃料要素を含んでおり、親物質燃料要素は、各ボックスの半径方向外側の半部に配置されている。したがって、２つの初期核分裂性燃料セクション２２を構成する６つの水平方向アレイのそれぞれの核分裂性燃料領域は、それぞれ、図３において太く濃い輪郭によって境界付けられた環状領域内に位置された６７２個の核分裂性燃料要素のパターンを含んでいる。これは、４８個の親物質燃料要素を含む１つの中央ホルダーを包囲するアレイの中の概ね環状のパターンを示している。半径方向に最も外側の１２個の燃料集合体は、半径方向外側の半部において２８８個の親物質燃料要素を含み、これらの水平方向アレイの各々の中に全部で３３６個の親物質燃料要素がある。転換セクション２３を含む１１枚の層は、各々、完全に親物質の燃料要素の２１体の集合体を含み、すなわち、１００８個の燃料要素が各アレイにある。図９に最も良く見られるように、ボックスの向きは交互となっており、これにより、１つの層での各ボックスにおける平坦な燃料要素１２は、いずれのボックスでも、４つの方向のいずれかに直接的に沿わせて、燃料要素１２に対して９０°に位置合わせされている。

活性炉心領域の垂直方向の下方及び上方に反射材領域が配置されており、これは図２に概略的に示されており、参照番号８及び９で示されている。これら２つの上部反射材領域及び下部反射材領域は、親物質及び核分裂性の燃料要素と同様の形状の黒鉛材料の平坦プレートのアレイで好都合に作られており、同様のセラミックホルダー内に配置されている。この構成は、下部反射材８、活性炉心２、及び上部反射材９を通る上向きのヘリウム冷却材流のための連続的な垂直方向流路を形成する。隣接するコラムにおける平坦な燃料要素の向きの交互の構成は、炉心にわたって不均等な冷却材分布をもたらし得る潜在的な流れを防ぐ。

本明細書で開示されたモジュール式核分裂廃棄物転換炉の実施形態の構成及び幾何学的配置、それらの炉心及びそれらの構成要素は、いかなる幾何学的配置及び／又は構成に限定することを意図したものではないことが理解される。記述された構成要素（例えばブロック）、装置、及び目的、並びにそれらに付随する議論は、概念的な明瞭性のための例として使用されており、様々な形態変更を許容することができる。したがって、本明細書で使用されているように、言及されている特定の例及び付随する議論は、それらの、より一般的なクラスの代表例として意図したものである。概して、本明細書でのいかなる特定の例の使用も、そのクラスの代表例として意図したものであり、そのような特定の構成要素（例えばブロック）、装置、及び本明細書での目的を含まないことは、限定を所望することを示すものと解されるべきではない。

上記で示したように、焼結炭化物燃料体を含む燃料要素は、様々な形状を取ることができる。燃料要素は、図５及び図６に示した平坦プレート形状の代わりに、図１６Ａに示したように細長の燃料棒５１の形態を取ることができる。そのような燃料棒要素は、平坦なカバー５５を有する筒状炭化ケイ素材料容器５３を含むことができ、平坦なカバー５５は、そのようなカバーの中心に配置されたベント５７を担持する。そのようなベントは、燃料棒要素の頂部又は底部のいずれかに配置することができる。そのような細長の円筒状管５３は、個々の焼結燃料コンパクトのカラムを保持するもので、直径数センチメートル及び高さ数センチメートルの焼結炭化物燃料の短い円筒とすることができる。燃料体５９の各々は、その側部表面に、ウラン単炭化物等の滑らかな層６１でコーティングされていても良く、これにより、燃料材料から、取り囲む炭化ケイ素容器５３の側壁への良好な熱伝達が確保される。そのような棒タイプの燃料要素５１内の燃料体５９のための容器として機能する細長の管５３は、独立して製造されるので、燃料が、蒸気雰囲気からのベータ炭化ケイ素の蒸着に、潜在的に曝されることがなく、このため、焼結燃料は、熱分解炭素密封層を必要とする可能性が低い。

これらの燃料棒要素５１は、炉心の全体高さにわたって延びていてもよいことが意図される。この場合、各筒状容器５３は、核分裂性及び／又は親物質の炭化物核種の適当な焼結コンパクトを含む。例えば、２つの離間された初期核分裂性セクション２２の環状パターン領域を通る炉心の垂直カラム内に配置された棒状燃料要素５１は、親物質核種体で形成された下部領域を含んでいてもよい。それの上に、炉心の下部初期核分裂性セクションに寄与する核分裂性核種を含む下部中間領域が配置される。親物質核種体の中央領域がその上に配置され、上部初期核分裂性セクション２２に寄与する核分裂性核種を含む上部中間領域が載っている。そして、親物質燃料体の領域がその上を、例えばベント５７が頂部に配置されていれば、カバー５５まで延びている。円柱状燃料体コンパクトの全てが、上記で説明したような充填密度を提供される。任意には、中央孔６２を燃料体５９に設けることができ、これにより、その頂部又は底部にて、細長の燃料要素５１の全長を通ってベント５７まで、揮発性核分裂生成物のための通路が確保される。

取り扱い上の目的から、これらの燃料棒要素５１は、炭化ケイ素等でできた包囲する浅いボックス６３内に設けられるものと考えられる。図１６Ｃには、六角形管６３の形態のそのような細長のボックスが示されている。複数のそのような六角形管６３は、好都合に一緒に嵌合され、それらの側壁が互いに並んで配置され、垂直炉心２が形成されている。代替的には、正方形ボックス又は他の同型形状のボックスも使用することができる。図１６Ｃ及び図１６Ｄに示されているように、燃料棒要素５１は、そのような包囲するボックス又はフレーム６３内に密に充填される。例えば、オープンメッシュ６５を、六角形ボックス６３の頂部表面及び底部表面に付着することができ、燃料棒要素５１の正規の間隔が支援され、これにより、要素のそれぞれの表面全体を包囲する冷却材チャネルが存在し、そこからの均一な熱伝達が確保される。ヘッダーシステム（図示せず）が、例えば六角形ボックス６３内に設けられる９１個の個々の燃料棒要素５１のベント５７を相互接続するために同様に使用される。各六角形ボックスの頂部又は底部からのそのようなヘッダーは、上記で記述したように、核分裂生成物分離施設に繋がる配管に接続されている。おそらく、燃料要素５１は、更に細長くして上部原子炉セクション及び下部原子炉セクションを含むようにすることができる。しかしながら、反射材材料が核分裂生成物を生成しない限りは、燃料及び冷却材流路の幾何学的パターンを、これらの領域を通して簡単に継続する炉心領域の上方又は下方に配置され得る、反射材材料の棒の同様のボックスを提供することが得策である場合がある。

本明細書では種々の態様及び実施形態を開示したが、これらは本発明者に現在知られている最良の形態を構成するものであり、他の態様及び実施形態が当業者には明らかであり、本発明から逸脱することなく変更を行うことが可能であり、その範囲は、添付の特許請求の範囲において規定される。特有の特徴が、以下の特許請求の範囲において強調される。

Claims (22)

1. 燃料交換なしで１０年以上稼働するように設計された核分裂原子炉であって、
   原子炉容器と、
   前記容器内の中央炉心であって、該炉心は、該炉心内での核分裂反応を通して熱を生成し、１つ又は複数の初期核分裂性セクション及び側方転換セクションを含み、前記１つ又は複数の初期核分裂性セクションは、前記中央炉心の寿命にわたって臨界炉心領域の活性な一体部分のまま残存する、中央炉心と、
   前記容器内及び前記容器外へのヘリウムの循環によって前記炉心から熱を取り出して、炉心温度を約７００℃〜１０００℃に維持するとともに、前記容器の外部で前記加熱されたヘリウムからパワーを生成するヘリウム循環システムと、
   なお、前記炉心の前記１つ又は複数の初期核分裂性セクションは、核分裂性及び親物質の炭化物核種を含む焼結燃料体を収容する炭化ケイ素容器の形態の燃料要素を含み、
   通常運転中に前記燃料要素から揮発性核分裂生成物を取り出すシステムと、
   を備える、燃料交換なしで１０年以上稼働するように設計された核分裂原子炉。
2. 前記１つ又は複数の初期核分裂性セクションは、それぞれ、前記核分裂性燃料体の略環状の領域を含む２つの離間した水平領域を含み、
   前記側方転換セクションは、前記核分裂性燃料体を収容する前記２つの水平領域の上方、間、及び下方に配置された核分裂性燃料体の水平領域を含む、請求項１に記載の原子炉。
3. 前記炉心は、前記１つ又は複数の初期核分裂性セクションを含む親物質燃料体のそれぞれの水平領域において前記核分裂性燃料体の前記略環状の領域の両方の周囲の中心及びその周りに配置された前記親物質燃料体を含む、請求項２に記載の原子炉。
4. 前記１つ又は複数の初期核分裂性セクション及び前記側方転換セクションを含む前記水平領域はそれぞれ、複数の燃料要素集合体を含み、
   各集合体は、その内部に配置された多数の燃料要素を有するホルダーを含み、該燃料要素は、前記焼結燃料体を収容するとともに、各前記燃料要素に隣接した通路内の前記集合体を通ってヘリウム冷却材が垂直方向に流れることを容易にするように前記炉心内に位置合わせされている、請求項３に記載の原子炉。
5. 前記転換セクション及び前記初期核分裂性セクションにおける垂直方向に位置合わせされた燃料要素の前記集合体は、前記中央炉心を通って延びる複数の並置された垂直カラムを形成するように配置されている、請求項４に記載の原子炉。
6. 各前記ホルダー内の複数の前記燃料要素は、共通のコネクタにマニホールド化されており、これにより、その内部の前記燃料要素からの複合流としての揮発性核分裂生成物の取り出しを容易にする、請求項４に記載の原子炉。
7. 前記集合体はそれぞれ、炭化ケイ素被覆で形成された容器の形態の複数の核分裂性及び／又は親物質の燃料要素を含み、
   該炭化ケイ素被覆の各々は、焼結炭化物の核分裂性及び／又は親物質の核種を含む平坦プレートの形態の内部燃料領域を包囲する、請求項６に記載の原子炉。
8. 前記中央炉心は、直円柱状の外面を有する周囲反射材領域を提供するようにＢｅＯ反射材材料又はＢｅ₂Ｃ反射材材料の複数のブロックによって包囲されている、請求項７に記載の原子炉。
9. 垂直方向に位置合わせされた、直円柱状制御ドラムの形態の炉心反応度制御機構が、前記炉心内の中性子数を制御するために前記反射材領域内の凹部内に配置されている、請求項８に記載の原子炉。
10. 前記反射材領域は、環状黒鉛外側反射材によって包囲されており、
    該環状黒鉛外側反射材は、中性子捕獲物質を収容する環状中性子シールドによって更に包囲されており、
    該中性子捕獲物質は、管状炉心バレルと並置されて配置されており、
    該管状炉心バレルは、前記原子炉容器の内側表面から離間され、それらの間に冷却材流通路を提供する、請求項８
    に記載の原子炉。
11. 前記燃料要素内の前記焼結炭化物燃料は、非揮発性核分裂生成物をその内部に蓄積するための空間を提供するために、約５０体積パーセント〜８０体積パーセントの充填密度で前記各容器の内部を占有しており、揮発性核分裂生成物の移動のための十分な相互接続された多孔性及びそこからの出口が確保される、請求項１に記載の原子炉。
12. 前記燃料要素は、焼結された準単炭化物を収容し、
    該焼結された準単炭化物は、直接の燃料体領域内に少なくとも約５％の過剰炭素を含み、核分裂生成物との潜在的化学反応のための炭素が提供される、請求項１１に記載の原子炉。
13. 前記初期核分裂性区分燃料体は、約４％〜１８％の濃縮度を有するＵＣ_1.05〜ＵＣ_1.3を含む、請求項１２に記載の原子炉。
14. 燃料交換なしで１０年以上稼働するように設計された核分裂廃棄物転換炉であって、
    原子炉容器と、
    前記容器内の中央炉心であって、該炉心は、該炉心内での核分裂反応を通して熱を生成し、１つ又は複数の初期核分裂性セクション及び側方転換セクションを含み、該１つ又は複数の初期核分裂性セクションは、原子炉寿命にわたって臨界中央炉心の一部のまま残存する、中央炉心と、
    前記容器内及び前記容器外へのヘリウムの循環によって前記炉心から熱を取り出して、炉心温度を約７００℃〜１０００℃に維持するとともに、前記容器の外部の位置で前記加熱されたヘリウムからパワーを生成するヘリウム循環システムと、
    なお、前記炉心は、炭化物核分裂性及び／又は親物質核種の焼結体を包囲する炭化ケイ素容器の形態の複数の燃料要素を含み、
    通常運転中に前記複数の燃料要素から揮発性核分裂生成物を取り出すシステムと、
    を備える、燃料交換なしで１０年以上稼働するように設計された核分裂廃棄物転換炉。
15. 前記１つ又は複数の初期核分裂性セクションは、各々が略環状パターンに配置された複数の前記焼結核分裂性燃料体を含む２つの離間した水平領域を含む、請求項１４に記載の転換炉。
16. 追加の前記焼結親物質燃料体が、前記２つの核分裂性セクション水平領域内に含まれており、前記略環状パターンの中心内及びその外側周囲の周りの両方に配置されている、請求項１５に記載の転換炉。
17. 燃料交換なしで１０年以上稼働するように設計された核分裂原子炉であって、
    （１）原子炉容器と、
    （２）前記容器内の中央炉心であって、該炉心は、その内部での核分裂反応を通して熱を生成し、（ａ）垂直方向に離間した２つの水平領域内に配置された２つの初期核分裂性セクションであって、各水平領域は焼結炭化物核分裂性燃料体の略環状の領域を含む、２つの初期核分裂性セクションと、（ｂ）焼結親物質燃料体を収容する水平領域を含む複数の転換セクションであって、該転換セクション水平領域は、前記２つの初期核分裂性セクションを収容する前記２つの水平領域の上方、間、及び下方に配置されており、前記２つの初期核分裂性セクションは、前記中央炉心の寿命にわたって臨界炉心領域の活性な一体部分のまま残存する、複数の転換セクションと、を収容する、中央炉心と、
    （３）前記容器内及び前記容器外へのヘリウムの循環によって前記炉心から熱を取り出して、炉心温度を約７００℃〜１０００℃に維持するとともに、前記容器の外部で前記加熱されたヘリウムからパワーを生成するヘリウム循環システムと、
    （４）通常運転中に前記焼結燃料体から揮発性核分裂生成物を取り出すシステムと、
    を備える、燃料交換なしで１０年以上稼働するように設計された核分裂原子炉。
18. 前記炉心は、前記２つの初期核分裂性水平領域内に追加の焼結親物質燃料体を更に含み、
    該追加の親物質体は、核分裂性燃料体の各前記略環状領域内の中央及び該領域の周囲に配置されている、請求項１７に記載の原子炉。
19. 前記炉心内に存在する材料は、熱エネルギーレベルにまだ減速されていない中性子を用いて前記炉心内で核分裂反応の大部分が生じるように選択される、請求項１７に記載の原子炉。
20. 前記初期炉心内の前記焼結体内の親物質及び核分裂性の燃料の量は、実質的に連続的な１０年間の稼働の後、原子炉内で生成されたエネルギーの主要な部分が、前記初期炉心内に親物質核種として存在かつその後に核分裂性核種に転換された核種の核分裂に起因するようになっている、請求項１７に記載の原子炉。
21. 前記中央炉心内の原子燃料を包囲する前記炭化ケイ素燃料要素容器は、前記中央炉心が高い全フルエンスレベルで稼働することができるように、７００℃〜１０００℃の温度範囲内で放射線誘起変位を焼鈍する能力を有する、請求項１７に記載の原子炉。
22. 前記燃料要素容器は、蒸着されたβ−ＳｉＣで含浸された織製炭化ケイ素材料を含む、請求項２１に記載の原子炉。

Images