JP2015510588A - 一体型溶融塩原子炉 - Google Patents

Abstract

本発明は、黒鉛減速材の一次機能要素、及び原子炉容器、及び／又は一次熱交換器、及び／又は制御棒の一体型溶融塩原子炉（ＩＭＳＲ）への一体化に関する。一旦、例えば３年〜１０年の範囲のＩＭＳＲの設計寿命に到達すると、ＩＭＳＲは、切断され、除去され、ユニットとして交換される。使用済みのＩＭＳＲは、放射性黒鉛、及び／又は熱交換器、及び／又は制御棒、及び／又はＩＭＳＲの容器内に収容された燃料塩の中期又は長期の保管庫として機能する。

Description

本開示は概して原子炉に関する。より具体的には、本開示は溶融塩原子炉に関する。

溶融塩原子炉（ＭＳＲ）は主に１９５０年代から１９７０年代にかけて開発されてきたが、最近、このタイプの原子炉に対する世界的な関心が高まってきた。古い概念が再評価され、新しいアイディアが出ている。このクラスの原子炉は、現行の原子炉を超えた多大な利点を有し、利点は、可能性として、より低い資本コスト、全体的な安全性、長寿命の廃棄プロファイル（waste profile）及び資源の持続可能性を含む。

ＭＳＲの利点は、基本設計の決定を困難にするいくつかの重要な技術的課題ももたらす。第一に、おそらく一番最初に、中性子減速材がそのように用いられるかである。ほとんど全ての場合、黒鉛が、ＭＳＲにおいて使用されるフッ化物塩と非常に良く接触して振る舞うので、減速材として選択されてきた。これら塩は、核分裂性フッ化物及び燃料親フッ化物（ＵＦ４、ＴｈＦ４、ＰｕＦ３等）と、ＬｉＦ、ＢｅＦ２又はＮａＦのような他の担体塩との共融混合物である。ＭＳＲの炉心内の大部分の減速材として黒鉛を使用することは多くの利点を有する。例えば、それはより緩やかな又はより多くの熱化中性子スペクトルを与え、より緩やかな又はより多くの熱化中性子スペクトルは、改善された原子炉制御と、かなり下げられた出発核分裂性インベントリ（starting fissile inventory）とを提供する。その上、ＭＳＲの炉心の至る所に黒鉛を使用することによって、中性子の正味の吸収体として機能し且つ有害な中性子照射から原子炉容器の外壁を保護するのを補助する低減速外側区域として知られているものを用いることができる。核炉心を収容する容器は、典型的には、ハステロイ（登録商標）Ｎのような高ニッケル合金から作られるように提案されてきた。しかしながら、他の材料も可能である。

しかしながら、ＭＳＲの炉心内（すなわちＭＳＲの中性子束内）での黒鉛の使用は深刻な欠点を有しうる。すなわち、その黒鉛は、最初に収縮し、その後、高速中性子束に曝露されるにつれて、その下の体積を超えて膨張する。全高速中性子フルエンスの上限が計算され、ＭＳＲの稼働は、この限度が超えられないようにされる。この限度は、黒鉛がその元の体積を超えて膨張し始め、可能性として周囲の黒鉛要素又は原子炉容器自体を損傷させるときを決定する。このため、黒鉛を原子炉炉心内で使用することができる長さは、局所的な出力密度、ひいては黒鉛が受ける高速中性子束に直接関連付けられる。低出力密度の炉心は、数十年間、同じ黒鉛を使用することができる。これは、イギリスのＭａｇｎｏｘ及びＡＧＲガス冷却炉のような、黒鉛を用いる多くの以前の原子炉の場合である。これらは、極めて大きく、熱流力の理由で低出力密度を有していたが、このことは、極めて長い黒鉛の寿命を可能とした。しかしながら、ＭＳＲは、はるかに高い出力密度を有することから恩恵を受け、このため、黒鉛の寿命が問題となりうる。

ＭＳＲを設計する科学者及び技術者は、長い間、重要な設計オプションに直面してきた。第１のオプションは、黒鉛以上の３０年以上の全寿命を得るべく、単純に原子炉を非常に大きくし非常に低い出力密度を有するように設計することである。このため、容器内で黒鉛を全てシールすることができ、黒鉛は、原子力発電所の設計寿命の間、容器内に残されたままである。この選択肢の例を、１９７０年代後半及び１９８０年代前半におけるオークリッジ国立研究所（ＯＲＮＬ）の研究において見つけることができる。例えば、ＯＲＮＬ ＴＭ ７２０７は、黒鉛の交換の必要性を回避すべく、直径及び高さが約１０ｍの大きな原子炉容器を有する「３０年貫流」設計と称された１０００メガワットエレクトリカルの原子炉を提案している。原子炉設計のＦＵＪＩシリーズとして知られているものに対する、日本の古川和男博士による最近の研究の多くも、大きく低出力な核炉心というこの手段を選択している。これら非常に大きな炉心は、炉心及び原子炉容器を製造するのに必要とされる材料そのものの量の観点から、且つ、炉心の過剰な重量において、明らかに経済的に不利な点を有する。これら課題は、当業者によって理解されるように、周囲の原子炉建屋のコスト及び複雑さを増大する。原子力発電所の３０年の寿命は、１９７０年代には完全に許容可能であったが、今日の基準では短いと考えられることが付け加えられるべきである。現在では５０年又は６０年が望まれており、このことは、黒鉛を交換することなくこの寿命を可能とする更に大きな炉心を意味するだろう。

しばしば提案される第２のオプションは、より小さな高出力密度の炉心を用いることであるが、黒鉛の定期的な交換が計画される。このアプローチは、計画が取り消される前の約１９６８年〜１９７６年の溶融塩増殖炉の設計におけるオークリッジ国立研究所（ＯＲＮＬ）の研究において一般に推測された。この１０００メガワットエレクトリカルの原子炉設計はハステロイＮの外側容器を有し、ハステロイＮの外側容器は、容器と共に収まり且つ容器を満たす何百もの黒鉛要素を収容するが、溶融塩燃料が炉心から出て外部の熱交換器に流れるための通路チャネルを有する。この第２オプションでは、原子炉は、直径及び高さが約６ｍのはるかに小さな寸法を有する。この場合、黒鉛、特に最も高速の中性子束を有する炉心の中心における黒鉛は、たった４年の予測寿命を有する。このため、原子炉は、黒鉛要素の大きな部分を交換すべく、４年ごとに停止されて解放されるように設計されなければならない。このことは当業者にとってあまり困難に聞こえないかも知れないが、溶融塩、核分裂生成物、これらのいくつかは、比較的揮発しやすく、燃料塩内に存在し、さらに、これら自体を、黒鉛の表面層、例えば原子炉容器の内側の金属表面上に埋め込みうる。このため、単に原子炉容器を開けることは、放射性元素が周囲の格納区域に広がることを可能とすることなく実行することが困難である操作であることが知られていた。その上、原子炉容器が周期的に開けられる必要があるとき、原子炉容器自体の設計がより複雑になる。これら課題が、大きな低出力密度の炉心の手段がしばしば選択された理由である。

第３のオプションは、黒鉛の使用を完全に省こうと試みることである。これは、可能であり、典型的にはかなり強烈な中性子スペクトルを有する原子炉をもたらす。この選択肢の例は、２００５年頃に開始したフランス人及び他のヨーロッパの研究者のコンソーシアムによって提案された溶融塩高速炉（ＭＳＦＲ）である。しかしながら、それは非常に深刻な欠点を有する。例えば、それは、開始核分裂負荷（starting fissile load）の５倍の上昇と、水又はコンクリート内の水素含有量のような減速材への塩の任意の不測の曝露とを必要とし、これらは臨界の危険をもたらす。

黒鉛の寿命の問題を越えて、原子炉容器自体の寿命及び一次熱交換器の寿命の関連問題もいくぶん存在する。

また、原子炉容器壁は、問題を引き起こしうる熱中性子及び高速中性子の両方を有する中性子フルエンスによって、限られた寿命を有する。最も一般的に提案される材料は、適度に理解された挙動と、中性子フルエンスの許容される限界とを有するハステロイＮのような高ニッケル合金である。その結果、中性子の照射を制限し且つ／又は容器壁の稼働温度を低くするために、多大な努力が炉心設計に投入される。その上、増大した中性子照射で強度が失われるので、壁に厚みを追加することが役に立ちうる。このことによって、重量及び費用の両方が追加される。このため、原子炉容器自体の３０年〜６０年の寿命を有することが課題である。

別の設計課題は、放射性一次燃料塩から二次冷却材塩に熱を移す一次熱交換器である。この冷却材塩は、その後、典型的には、蒸気、ヘリウム、二酸化炭素等のような作動媒体に熱を移す。いくつかの場合、これら熱交換器は外側に位置し又は外側の原子炉容器自体であり、このことは、１９５０年代〜１９８０年代のＯＲＮＬの全ての設計の場合であるように思われる。これらは原子炉容器自体の中に配設されてもよく、このことはそれ自体の一連の利点及び課題を有する。内部の熱交換器の一つの大きな利点は、二次冷却材塩のみが容器に入り且つ容器から離れるので、有意放射線が原子炉自体から離れる必要がないことである。

内部の熱交換器及び外部の熱交換器の両方のために、これらを修理し又は交換するための大きな課題が存在する。ＭＳＲが開放されると、放射線が格納区域又は格納空間に放出されうる。ＯＲＮＬは、例えば、炉心の外部のシェル熱交換器内の共通のチューブと、１００メガワットエレクトリカルの原子炉に付き四つの熱交換器ユニットとを提案した。どんなチューブ漏洩の場合も、操作は、チューブを修理し又は塞ぐことではなく、シェルを開いてチューブ束全体を除去して新しい束と交換することであった。冷却期間の後にのみ、束の修理及び再利用又は単純廃棄の決定がなされるだろう。このため、一次熱交換器の修理及び／又は交換技術はＭＳＲ設計における大きな課題であることが明らかである。

さらに、黒鉛又は熱交換器が交換されると、その後、これらが稼働中に強い放射性を帯びるので、これらの安全な保管庫の問題も対処されなければならない。これはＭＳＲのプラント設計全体における更に別の課題を示す。

（ＦＨＲｓとして知られる）フッ化物塩冷却高温炉の関連する核設計分野が、非常に似た問題を有することが更に強調されるべきである。この研究では、原子炉設計が非常に似ているが、燃料の代わりがフッ化物塩であり、フッ化物塩は、ＴＲＩＳＯとして知られる燃料形態を使用して、黒鉛減速材内において固形で存在する。この場合、黒鉛の限られた寿命は固体のＴＲＩＳＯ燃料の寿命と相関関係にある。しかしながら、全ての他の設計問題及び課題はＭＳＲの設計作業と非常に似ている。ＦＨＲｓでは、一次冷却材塩が、ほとんど放射性を有しないが、典型的には、トリチウムのようないくつかの放射性元素を含有し、同様の一連の課題が、固形ブロックのＴＲＩＳＯ燃料を使用してこれらを定期的に交換することを計画するときに存在する。ＦＨＲ設計のサブセットは、ベブル燃料形態を使用することを含み、ベブル燃料形態は、原子炉容器を開放することなく、燃料の交換を容易にする。しかしながら、このタイプの設計はそれ自体の一連の問題を有する。

このため、原子炉における改良が望まれている。

本開示は、黒鉛減速材の一次機能要素、及び原子炉容器、及び／又は一次熱交換器、及び／又は制御棒の単一の交換可能なユニットへの一体化に関し、単一の交換可能なユニットは、シールされたユニットの利点を保持しつつ、より高く且つより経済的な出力密度を有する。一旦、例えば３年〜１０年の範囲の斯かる一体型溶融塩原子炉（ＩＭＳＲ）の設計寿命に到達すると、ＩＭＳＲは、切断され、除去され、ユニットとして交換され、このユニット自体は、可能性として、放射性黒鉛、及び／又は熱交換器、及び／又は制御棒、及び／又は燃料塩自体の中期又は長期の保管庫として機能してもよい。崩壊熱の除去及び揮発性のオフガスの保管の機能がその場で一体化されてもよい。

本開示の第１態様では、原子力発電所を稼働する方法が提供される。原子力発電所は、熱を生成する溶融塩原子炉（ＭＳＲ）と、熱交換器システムと、最終使用システムとを具備し、熱交換器システムは、ＭＳＲによって生成された熱を受け取り、受け取った熱を前記最終使用システムに提供する。本方法は、ＭＳＲを稼働させるステップであって、ＭＳＲが、容器と、容器内に置かれた黒鉛減速材炉心と、少なくとも容器内で循環する溶融塩とを具備し、熱交換器システムが溶融塩から熱を受け取る、ステップと、停止ＭＳＲを得るべく、予め定められた稼働期間後にＭＳＲを停止させるステップと、分断された停止ＭＳＲを得るべく、停止ＭＳＲと、容器の外側に配設された熱交換器システムの任意の部分との間の任意の動作接続を分断するステップと、分断された停止ＭＳＲを隔離するステップと、交換ＭＳＲを、交換ＭＳＲの容器の外側に配設された熱交換器システムの任意の部分に動作可能に接続するステップとを含む。

本開示の第２態様では、熱を生成する溶融塩原子炉（ＭＳＲ）と、熱交換器システムと、容器の外側に置かれた放射線検出器と、容器の外側に置かれた遮断機構と、最終使用システムとを具備する、原子力発電所が提供される。ＭＳＲは、容器と、容器内に置かれた黒鉛減速材炉心と、少なくとも容器内で循環する溶融塩とを具備し、溶融塩は、ＭＳＲによって生成された熱を熱交換器システムに移し、黒鉛減速材炉心が一つ以上の貫通孔を画定する。熱交換器システムは、ＭＳＲによって生成された熱を受け取り、受け取った熱を最終使用システムに提供する。熱交換器システムは、黒鉛減速材炉心の一つ以上の貫通孔と流体接続した複数の熱交換器を具備する。各熱交換器は、各熱交換器に関連付けられたそれぞれの放射線検出器を有する。各放射線検出器は、各熱交換器内で循環する冷却材塩内に存在する放射線を検出するように構成される。各遮断機構は、閾値量を超えた放射線が各熱交換器内の各放射線検出器によって検出されると、各熱交換器内で循環する冷却材塩の循環を遮断するように構成される。

図１は、本開示に係る溶融塩原子炉の実施形態を示す。 図２は、図１の実施形態の平面図を示す。 図３は、本開示に従って、放射線が溶融塩導管において検出されると、又は圧力変化が溶融塩導管において検出されると遮断されるように構成された入口及び出口の溶融塩導管を示す。 図４は、本開示に係る溶融塩原子炉の別の実施形態を示す。 図５は、図４の実施形態の平面図を示す。 図６は、本開示に係る溶融塩原子炉の更に別の実施形態を示す。 図７は、本開示に係る溶融塩原子炉の更なる実施形態を示す。 図８は、本開示に係る溶融塩原子炉の追加の実施形態を示す。 図９は、本開示の特定の例に係る方法のフローチャートを示す。 図１０は、本開示の特定の例に係る原子力発電所を示す。

本開示の他の態様及び特徴が、添付の図面と共に特定の実施形態の以下の記述を検討すると、当業者に明らかとなるだろう。
以下、本開示の実施形態が、添付の図面を参照して、単なる例として記述される。
本開示は、一体型溶融塩原子炉（ＩＭＳＲ）を提供する。本開示のＩＭＳＲは、ＩＭＳＲの容器と恒久的に一体である黒鉛炉心を有し、このことは、黒鉛炉心が、ＩＳＭＲの寿命の間、ＩＭＳＲの容器内に位置することを意味する。この結果、本開示のＩＭＳＲでは、黒鉛炉心は、交換式の黒鉛炉心ではなく、ＩＭＳＲの稼働寿命の間、ＩＭＳＲ内に残されたままである。黒鉛炉心はＩＭＳＲの容器内に固定されるように繋止される。有利なことに、このことは、予め定められたスケジュールにより予め定められた瞬間に黒鉛炉心を交換することを必要とする任意の器具についての必要性を排除する。更なる利点は、ＩＭＳＲが、黒鉛炉心の交換のための黒鉛炉心へのアクセスを可能とする任意のアクセスポートを必要としないことである。本開示のＩＭＳＲの追加の利点は、ＩＭＳＲの設計寿命の満了後、ＩＭＳＲがＩＭＳＲ内の任意の放射性物質のための保管容器として役に立つことである。ＩＭＳＲの構成部品は原子炉容器自体と核炉心の任意の黒鉛要素とを含む。他の構成部品は、ＩＭＳＲの製造の間、原子炉容器内に搭載されうる一次熱交換器を含むことができる。ＩＭＳＲは、設計寿命の間、稼働する（電力を生成する）ように構築され、このことによって、長期に亘る原子炉の黒鉛炉心の膨張及び黒鉛炉心の構造的完全性に注意が払われる。すなわち、背景技術の欄において上述したように、黒鉛炉心は最終的には、中性子束の下、その元の体積を超えて膨張するだろう。斯かる膨張の存在下でのＭＲＳの稼働は、黒鉛炉心が破損しうるので、望ましくない。本開示のＩＭＳＲは、その設計寿命の満了後、単純に停止されて交換される。ＩＭＳＲの更なる構成部品は、冷却材塩の入口導管及び出口導管のようなパイプと、ポンプが用いられるときに冷却材塩（一次冷却材流体）を移動させる（送り込む）ためのポンプシャフト及び羽根車とを含むことができる。

本開示のいくつかの実施形態では、停止されたＩＭＳＲは単純にその格納区域（ホットセル）内に残されることができ、格納区域（ホットセル）は、停止ＩＭＳＲによって発生した崩壊熱のためのヒートシンクとして作用することができる。崩壊熱は、単純に、ＩＭＳＲの容器壁を通ってＩＭＳＲの外に放射され、格納区域内に、最終的に外部環境に放射される。ＭＳＲは典型的には７００°Ｃ辺りの温度で稼働し、放射熱が崩壊熱を除去するのに非常に効果的である。さらに、崩壊熱の除去を加速すべく、本開示のＩＭＳＲでは、緩衝塩がＩＭＳＲを囲むように格納区域内に加えられることができ、このことはＩＭＳＲから格納区域内へのより迅速な熱除去を可能とする。特定の実施形態では、ＩＭＳＲは塩の凍ったプラグを有することができ、塩の凍ったプラグは崩壊熱除去タンクへの一次冷却材ドレインを可能とすべく溶融されうる。

いくつかの他の実施形態では、ＩＭＳＲの稼働の間及びＩＭＳＲの停止後、ＩＭＳＲはシールされたユニットであり、シールされたユニットは、ＩＭＳＲのシールされた容器内に、生成された核分裂ガスを単純に保持し、又は核分裂ガスは任意の適切な核分裂ガス処理システムにゆっくりと放出されることができる。

図１は、本開示のＩＭＳＲ９０の実施形態の正面図を示す。１００は原子炉容器自体であり、原子炉容器は、ハステロイＮ、高ニッケル合金、又はモリブデン合金ＴＺＭ（チタン・ジルコニウム・モリブデン合金）のようなその他の適切な材料から作られる。原子炉容器１００は、原子炉容器１００内の任意の黒鉛炉心が、原子炉容器内でシールされ、すなわち原子炉容器１００内に残されてＩＭＳＲの稼働寿命の間交換されないという意味において、シールされた原子炉容器と称される。本開示のＩＭＳＲ１００は約５年の短い設計寿命を有することができ、原子炉容器１００の壁は、３０年の設計寿命を有するＭＳＲに必要とされる壁よりも薄くされ、はるかに高い中性子フルエンスにおいて又は斯かる長寿命のＭＳＲよりも高い稼働温度で稼働することが可能となる。１０２は炉心又は炉心領域を示し、炉心又は炉心領域は、溶融塩燃料１０８が流れる黒鉛画定チャネル１１５の単純な塊（simple mass）でありうる。炉心１０２は、炉心領域、黒鉛減速材炉心及び黒鉛中性子減速材炉心とも称される。図１の実施形態の炉心１０２が交換されることを必要としないので、炉心１０２の構造は、容器１００からの炉心１０２の除去又は炉心１０２の交換を可能とし且つ／又は容易にする任意の構造的特徴を必要とするという点で単純化されることができる。１０４は、炉心１０２に向かって中性子を反射し、過剰な中性子束から一次熱交換器ユニット１０６を保護する反射体（中性子反射体）を示す。反射体１０４は採用随意である。反射体１０４が無い場合、任意の金属構造物、例えば炉心１０２の上方のＩＭＳＲ内に配設された導管及び熱交換器がおそらく中性子損傷を被るだろう。反射体１０４は、反射体１０４の放射損傷がほとんど問題とならないため、構造的目的を果たさないので、ステンレス鋼から作られることができる。反射体１０４は、反射体１０４内に画定されたチャネル９９又はパイプを有し、チャネル９９又はパイプは、溶融塩燃料１０８が一次熱交換器ユニット１０６から炉心１０２によって画定されたチャネル１１５を通って流れることを可能とする。当業者によって理解されるように、チャネル１１５は、例えば黒鉛における低減速領域及び外側の反射体区域を生成する炉心１０２の種々の範囲において直径又は格子ピッチが変更されうる。図１のＩＭＳＲの例では、容器１００における溶融塩燃料１０８の流れが矢印１０９によって示される。

一次熱交換器ユニット１０６は、燃料塩１０９を受け取る開口１１７を有し、燃料塩１０９は、ポンプ１１８によって駆動される駆動シャフト及び羽根車ユニット１１６によって提供される。一次熱交換器ユニット１０６は一連の熱交換器を含む。斯かる熱交換器は参照番号１１９で示される。各熱交換器１１９は入口導管１１４及び出口導管１１２に接続され、入口導管１１４及び出口導管１１２は容器１００の外側から熱交換器１１９を通して容器１００の外側へ冷却材塩１１３（二次冷却材塩とも称されうる）を伝播させる。冷却材塩１１３は、入口導管１１４、熱交換器１１９及び出口導管１１２を通って、矢印１１１によって描かれた方向に流れる。冷却材塩１１３は熱交換器１１９から熱を受け取り、熱交換器１１９は、熱交換器１１９上を流れ又は熱交換器１１９の周りで循環する燃料塩１０８から熱を受け取る。二次冷却材塩１１３はポンプ又はポンプシステム（図示せず）によって送り込まれる。明確化の目的で、熱交換器１１９は、入口導管１１４を出口導管に接続する真っ直ぐな導管として示される。しかしながら、当業者によって理解されるように、熱交換器１１９は、任意の適切な形状を有し、入口導管１１４を出口導管１１２に接続する任意の数の導管を含んでもよい。

熱交換器ユニット１０６と、熱交換器ユニット１０６が具備する熱交換器１１９と、熱交換器１１９に接続された入口導管１１４及び出口導管１１２とは、全て、例えば蒸気発生器のようなシステム又は装置にＩＭＳＲから熱を移すのに使用される熱交換器システムの一部である。斯かる熱交換器システムは、本開示では、原子力発電所に関して、他の場所で示される。入口導管１１４及び出口導管１１２はポンプシステム（図示せず）に動作可能に接続され、ポンプシステムも熱交換器システムの一部である。ポンプシステムは、入口導管１１４、出口導管１１２及び熱交換器１１９を通して冷却材塩を循環させる。入口導管１１４及び出口導管１１２は追加の熱交換器に動作可能に接続されることができ、追加の熱交換器は、冷却材塩が循環する熱交換器１１９、入口導管１１４及び出口導管１１２の熱を別の媒体、例えば水のような別の流体に提供する。

図１の例では、熱交換器システムは、熱交換器１１９と入口導管１１４及び入口導管１１２の一部とが容器１００の内側に位置するので、容器１００内に部分的に包含される。さらに、熱交換器システムは、上述したポンプシステム及び任意の追加の熱交換器のように、入口導管１１４及び出口導管１１２の別の部分が容器１００の外側に位置するという点で部分的に容器１００の外側に位置する。

図１の例でも、溶融燃料塩は容器１００内でのみ循環する。すなわち、通常の稼働条件の下、換言すれば装置の破損が生じていない条件の下、溶融燃料塩１０８は容器１００から離れない。

ＩＭＳＲ９０はホットセル内に置かれ、ホットセルの機能は、ＩＭＳＲ９０内に存在し又はＩＭＳＲ９０内で発生した放射線又は放射線元素がセルの壁を横断することを防止することである。斯かるホットセルのセル壁は参照番号１３０で示される。出口導管１１２及び入口導管１１４はホットセル壁１３０における開口を通過して二次熱交換器（図示せず）に到達することができ、二次熱交換器は、作動流体の三次ループ（third loop）又は蒸気若しくは気体のような最終的な作動媒体に熱を与える。

原子炉内の溶融燃料塩１０８の高さは参照番号１２２によって描かれる。核分裂ガスは、液面１１２の上方に集まり、容器１００内に保持され、又はオフガスライン１２０を通ってオフガス隔離範囲（図示せず）に移行することが可能とされる。これらオフガスはヘリウム同伴システム（図示せず）によって隔離範囲に移動せしめられうる。

図１のＩＭＳＲの寸法の例は直径３．５ｍ高さ７〜９ｍであり、４００メガワットサーマル（最大約２００メガワットエレクトリック）の全出力が提供されうる。この出力密度は、５年〜１０年くらいの黒鉛寿命ひいてはＩＭＳＲの設計寿命を与えるだろう。ＩＭＳＲ９０のこれら寸法はＩＭＳＲ９０の輸送及び交換を処理しやすくし、その出力密度は、用いられる任意の黒鉛の長年の使用を可能とする。炉心１０２及び容器１００の形状は円筒でありうる。

図２は、本開示のＩＭＳＲの例の頂部のトップダウンビューを示す。図２は、ポンプモータ１１８及びオフガスライン１２０を示す。さらに、図２は、原子炉容器１００から一次ホットセル壁１３０を通過する一連の四本の入口導管１１４及び四本の出口導管１１４を示す。別個の四対のライン（一対のラインは一本の入口導管１１４及び一本の出口導管１１２を有する）が描かれる。しかしながら、斯かるライン（及び関連する熱交換器１１９）の対の任意の適切な数も本開示の範囲内である。ラインの各対は、熱交換器ユニット１０６内に包含された熱交換器に接続される。

一次熱交換器をＩＭＳＲ内に保ち、その設計寿命の後にＩＭＳＲを単純に交換する利点は、熱交換器の修理、除去及び／又は交換のための技術が開発される必要がないということである。しかしながら、潜在的な故障及び一次燃料塩と二次冷却材との間の漏出のための計画を作成しなければならない。一次熱交換器ユニット１０６を独立した複数の熱交換器１１９に分けることによって、熱交換器１１９の任意の故障及び／又は溶融燃料塩１０８の冷却材１１３への漏出を効果的に管理することができる。

図３は、矢印１１１によって与えられる方向における入口導管１１４及び出口導管１１２を通る二次冷却材塩１１３の流れを断ち切る切断構成の実施形態を示す。明確化の目的で、一対のライン（一つの入口導管１１４及び一つの出口導管１１２）のみが図３に示される。図３の例では、放射線検出器３００、例えばガイガーカウンターが、出口ライン１１２に隣接して設置され、放射性一次燃料塩の出口ライン１１２内への任意の漏出を検出することができる。予め定められたレベルを超えた放射線が放射線検出器３００によって検出されると、放射線検出器３０１に接続されたコントローラ３０１が、出口導管１１２及びその対応する入口導管１１４を閉じるべく、出口導管１１２及び入口導管１１４に接続された遮断機構３０４を制御する。遮断機構は、今し方閉じられた入口導管１１４及び出口導管１１２に接続された個々の熱交換器１１９（図２では図示せず）を分離する。遮断機構３０４は入口導管１１４及び出口導管１１２に沿った物理的な接続を分断することもできる。遮断機構は任意の適切なタイプの遮断バルブ及び任意の適切なタイプのクリンピング装置を含むことができ、後者は入口導管１１４及び入口導管１１２をクリンプして閉じる。さらに、二次冷却材流体１１３の溶融燃料塩１０８内への漏出が生じると、漏出は、入口導管１１４、出口導管１１２又は両方の中に据え付けられ又はそうでなければ入口導管１１４、出口導管１１２又は両方に動作可能に接続された一つ以上の圧力検出器３０３を使用して圧力降下を測定することによって検出されることができる。一つ以上の圧力検出器はコントローラ３０１に動作可能に接続され、コントローラ３０１は、入口導管１１４、出口導管１１２又は両方の中で循環する冷却材塩１１３において圧力降下（又は圧力の任意の異常な変化）が生じたことが特定されると、遮断機構３０４を遮断することができる。

溶融燃料塩１０８及び二次冷却材塩１１３について互換性のある一次担体塩を選択することによって、これら流体の混合を容認することができる。例えば、一次担体塩がＬｉＦ−ＢｅＦ２及び／又はＮａＦ−ＢｅＦ２である場合、ＬｉＦ−ＢｅＦ２及び／又はＮａＦ−ＢｅＦ２の二次冷却材塩は、僅かな混合の場合、すなわち溶融燃料塩１０８内に漏出した冷却材塩１１３の体積が中性子生産及び中性子吸収へのその効果の観点から容認可能である場合、一次担体塩と互換性を有するだろう。多くの、おそらく四対であるが最大１０対まで又はより多くの対の入口導管／出口導管（及び対応する熱交換器１１９）を有することによって、一つ以上の個々の熱交換器のロスは、他の残りの対の入口導管／出口導管が単純に追加の熱交換負荷を負い又はＩＭＳＲがその出力定格をわずかに下げることができるので、一次熱交換器ユニット１０６から冷却材塩１１３に熱を移す全体的な能力にほとんど影響しない。熱交換器は、より小さな１０対の入口／出口又はチューブ束が一つの大きなユニットよりもあまり多くの合計コストを有しないように、スケールメリットがあまり存在しないという点で他の多くのシステムとは異なっている。

図４は、本開示に係るＩＭＳＲ９２の別の実施形態を示す。図１のＩＭＳＲ９０において見られるように、図４のＩＭＳＲ９２は、容器１００、反射体１０４及び炉心１０２を具備する。加えて、ＩＭＳＲ９２は、（採用随意である）制御棒４００と、一連の熱交換器ユニット１０６とを具備する。各熱交換器ユニットは、溶融燃料塩１０８を熱交換器ユニット１０６を通して送り込むための駆動シャフト及び羽根車ユニット１１６を有する。明確化の目的で、シャフト及び羽根車ユニット１１６を駆動するポンプモータは示されない。同様に明確化の目的で、熱交換器ユニット１０６を通して冷却材塩を伝播する入口導管及び出口導管は示されない。

熱交換器ユニット１０６を通して送り込まれる溶融塩燃料１０８は、バッフル構造４０２によって炉心１０２の周囲に向かって下向きに方向付けられる。溶融塩燃料は、容器１００の底部に向かって流れ、その後、炉心１０２のチャネル１１５を通って上向きに流れる。二つのチャネル１１５が図４において示されるが、チャネル１１５の任意の適切な数が本開示の範囲内である。

図５は、図４に示されるＭＳＲ９２の平面断面図を示す。図５の平面図は八つの熱交換器ユニット１０６を示し、各々は、入口導管１１４と、出口導管１１２と、ポンプシャフト及び羽根車ユニット１１６とを有する。制御棒４００も示される。

図６は、図４のＩＭＳＲの側面斜視図を示す。ＩＭＳＲ９２は六つの熱交換器ユニット１０６を具備し、各々は、入口導管１１４と、出口導管１１２と、シャフト及び羽根車ユニット１１６とを有する。熱交換器ユニット１０６は炉心１０２の上方で且つ容器の長手方向の軸線の周りに置かれ、長手方向の軸線は制御棒４００と平行である。溶融燃料塩１０８の流れの方向が矢印１０９によって表される。溶融燃料１０８は、個々の熱交換器１０６から出た後、バッフル構造４０２及び採用随意に隔壁４０４によって案内されて斜め下に流れ、隔壁４０４は個々の熱交換器ユニットの出力を隔てる。

溶融燃料塩１０８の炉心１０２を通した流れは、種々の実施形態において種々の方向であってよく、例えば図１の実施形態において示されるように上向き又は図４の実施形態において示されるように下向きである。上向き及び下向きの両方の流れ方向にとって利点及び不利な点が存在する。図４に示されるような炉心を通る上向きの流れは、自然循環と同じ方向であるという利点を有するが、一次熱交換器を通した流れを方向付けるためのポンプ（熱交換器ユニットを通して冷却材塩を送り込むポンプ）の使用をわずかに困難にしうる。

本開示のいくつかの実施形態では、ポンプ並びにシャフト及び羽根車のユニットを省略することができ、ＭＳＲは、溶融燃料塩１０８を循環させるのに、代わりに自然循環を使用することができる。この結果、ポンプ並びにシャフト及び羽根車のユニットは、溶融塩燃料１０８を循環させるのに自然循環で十分である実施形態では、採用随意である。図７は、溶融燃料塩１０８の自然循環が使用される実施形態を示す。図７のＭＳＲ９４は、ポンプ又はシャフト羽根車ユニットが必要とされないことを除いて、図６のＭＳＲ９２と同様である。むしろ、チャネル１１５内に存在する溶融燃料塩１０８は、核分裂反応を通して熱くなり、容器１００の頂部領域に向かって上向きに流れる。溶融塩は、一旦チャネル１１５の外側に出ると、冷えて熱交換器１０５を通って容器１００の底部に向かって下向きに流れ始め、容器１００の底部において、冷えた溶融燃料塩は再びチャネルに入って加熱される。

図８は、本開示に係るＩＭＳＲの別の実施形態を示す。図８のＩＭＳＲ９６は容器１００を有し、黒鉛減速材炉心１０２は、容器１００内に置かれ、且つ、黒鉛減速材炉心１０２内に画定された一つ以上のチャネル１１５を有することができる。容器１００は、容器１００の外側に配設された熱交換器ユニット１０６に接続される。熱交換器ユニット１０６は複数の熱交換器（図示せず）を含み、各熱交換器は、熱交換器を通して冷却材塩を循環させる入口導管１１４及び出口導管１１２を含む。各入口導管１１４及び出口導管１１２は冷却材塩ポンプシステム（図示せず）に動作可能に接続される。入口導管１１４及び出口導管１１２はホットセル壁１３０を横断して示される。容器１００は導管７００及び７０２を介して熱交換器ユニット１０６に接続される。ポンプ７０４が溶融燃料塩７０６を容器１００、チャネル１１５及び熱交換器１０６を通して循環させる。図３に示される放射線検出器、圧力検出器３０３、遮断機構及びコントローラの同一の形態も図８の実施形態に適用することができる。

黒鉛減速材炉心１０２がその稼働寿命に到達すると、導管７００及び７０２は容器１００をＩＭＳＲの残りから物理的に切断するように分断されることができる。容器１００に取り付けられた導管７００及び７０２の切断部分をシールした後、容器１００を格納施設内に配置し、新しい黒鉛減速材炉心を有する新しい容器を導管７００及び７０２に取り付けることができる。

図１〜図８に示されたＩＭＳＲの実施形態が、その中で循環する溶融燃料塩（１０８又は７０６）を有することが記述された。しかしながら、図１〜図８の実施形態を修正することによって、これら実施形態で示されたＩＭＳＲが、溶融燃料塩が包含されたのとは対照的に、炉心１０２内に包含された固体核燃料で稼働することが可能となる。例えば、図１の実施形態では、溶融燃料塩を燃料のない（核燃料のない）溶融塩に置換することができ、炉心１０２はＴＲＩＳＯ燃料のような固体核燃料を具備することができる。さらに、核分裂ガスが斯かる固体燃料のＩＭＳＲでは放出されないので、オフガスライン１２０の必要性がないだろう。しかしながら、前述したように、シールされた固体燃料炉心を交換可能なＩＭＳＲユニットに一体化する発明に対して同様の利点が存在する。

図９は原子力発電所２０００の例を示し、原子力発電所２０００は、図１、４、６、７及び８に関して上述されたＩＭＳＲ９０、９２、９４及び９６のいずれか一つのようなＭＲＳ２００２を含む。ＭＳＲ２００２は、熱を発生させ、発生した熱を熱交換器システム２００４に提供する。熱交換器システム２００４は、容器１００内に配置された熱交換機ユニット１０６を含むことができ、容器１００は、図１、４、６及び７に関連して上述された黒鉛減速材炉心１０２も含む。図８に示されたＭＳＲ９６に関して、熱交換器システム２００４は熱交換器ユニット１０６を含むことができ、熱交換器ユニット１０６は、黒鉛減速材炉心１０２を含む容器１００の外側に配設される。加えて、図９の熱交換器システム２００４は追加の熱交換器を含むことができ、追加の熱交換器は上記の熱交換器ユニット１０６から熱を受け取る。図９の原子力発電所２０００は最終使用システム２００６を含み、最終使用システム２００６は熱交換器システム２００４から熱を受け取ってその熱を使用して仕事をする。例えば、最終使用システム２００６は熱交換器器具を含むことができ、熱交換器器具は、熱交換器システム２００４から受け取った熱を、熱を使用する個々の器具に輸送する。斯かる個々の器具はセメント窯を含む。他の実施形態では、最終使用システム２００６は蒸気発生器を含むことができ、蒸気発生器は熱交換器システム２００４から受け取った熱を使用して蒸気を生成し、蒸気は、発電器に動力を供給するのに使用されうるタービンシステムに動力を供給する。更なる実施形態では、最終使用システム２００６は蒸気発生器を含むことができ、蒸気発生器は熱交換器システム２００４から受け取った熱を使用して蒸気を生成し、蒸気は、オイルサンドからのビチューメン抽出のために使用される（例えば蒸気アシスト重力排水（steam assisted gravity drainage））。

図１０は、本開示の特定の例に係る方法のフローチャートを示す。図１０において示された方法は、原子力発電所を稼働する方法である。原子力発電所は、熱（熱エネルギー）を発生させるＭＳＲと、熱交換器システムとを具備する。ＭＳＲは、容器と、容器内に置かれた黒鉛減速材炉心と、少なくとも容器内で循環する溶融塩とを具備する。ＭＳＲは溶融塩を加熱し、熱交換器システムは溶融塩から熱を受け取る。

図１０の方法は、措置１０００において、予め定められた稼働条件の下、ＭＳＲを稼働させることを含む。措置１００２において、ＭＳＲは、予め定められた稼働期間の後、停止される。予め定められる稼働期間は、ＭＳＲの容器内に置かれた黒鉛減速材炉心の構造的完全性を維持することと、ＭＳＲが稼働する稼働条件とに関連して定められる。所与の黒鉛減速材炉心について、予め定められる稼働条件が、黒鉛減速材炉心が低いピークの出力密度及び低い平均出力密度を条件とするように定められるとき、予め定められる稼働期間は、予め定められる稼働条件が、黒鉛減速材炉心が高いピークの出力密度及び高い平均出力密度を条件とするように定められるときよりも長くなるだろう。２０メガワットサーマル／ｍ³のピーク出力密度を有するＭＳＲが、全能力で動作するときに約１１．５年の予め定められる稼働期間をもたらし、７５％の能力で動作するときに約１５年の予め定められる稼働期間をもたらす。実際のＩＭＳＲの稼働時間（期間）が１５年未満であり、このため、２０メガワットサーマル／ｍ³よりも高いピーク出力密度を有することが想定される。

措置１００４において、停止ＭＳＲと、容器の外側に配設された熱交換器システムの任意の部分との間の任意の稼働接続が分断される。このことは、分断された停止ＭＳＲをもたらす。措置１００４において、ＭＳＲに接続されて、容器の外側に配設された熱交換器システムの任意の部分にＭＳＲからの熱を移すのに使用される任意のタイプの導管が分断される。

措置１００６において、分断された停止ＭＳＲは隔離地域において隔離され、隔離地域は原子力発電所自体又は例えば廃坑等のようなその他の適切な場所である。措置１００８において、新しいＭＳＲを、新しいＭＳＲの容器の外側に配設された熱交換器システムの部分の任意の部分に接続することができる。

一旦ＩＭＳＲの耐用年数（設計寿命）に達すると、原子炉は、例えば、制御棒（停止棒）を使用することによって、又は外部の保管庫に溶融燃料塩１０８を排出することによって停止される。その後、冷却材ラインをシールし且つ／又はクリンプして、オフガスラインのようなその他のラインと共に切断することができる。これらラインを切断した後、使用済みのＩＭＳＲ、すなわちＩＭＳＲ容器と、ＩＭＳＲ容器に取り付けられた残りの全ての導管部分とを例えば頭上クレーンを使用することによって除去することができる。斯かる作業は、放射線レベルが小さくなるための元の場所での冷却期間の後に行われうる。斯かるモードでは、おそらく、一方のユニットが稼働し、他方のユニットが、冷却されて、その後、稼働しているユニットがそのサイクルを終える前に交換されるように、次のユニット（すなわち交換ＩＭＳＲ）が使用済みのＩＭＳＲに隣接して設置されることができる。除去のために頭上クレーンを使用することは、一次ホットセルを突き破るためのいくつかの機構を含んでもよい。ポンプモータを用いる場合、ポンプモータは、例えばそれをシャフトから切断することによってリサイクルされることができる一つの構成部品である。ユニットの残りを、現地外、又は原子力発電所の別の地域、もしかすると一次ホットセル内でさえある別の地域に移すことができる。選択肢として、ユニットは、おそらく、いくつかの又は全てのアクチニドがリサイクルのために又は代わりに保管のために除去された後、一次燃料塩自体の短期の保管のために、中期の保管のために、又は長期の保管ためですら使用されうる。このため、ユニットは、内部の黒鉛、一次熱交換器、及びさらには塩自体のための保管庫及び／又は廃棄キャニスター（disposal canister）として機能してもよい。ある時点で、長期の隔離に関する決定がなされなければならないが、可能性として、ユニット全体は、現場に作られた深いボーリング穴のような地下の場所に下ろされ又は安全な長期隔離のために岩塩空洞に輸送されてもよい。

本発明が、できるだけ長い耐用年数を全ての部品から得ようと試みる、しばしば強要される論理に反するので、全般的な経済的実行可能性に対するいくつかのコメントがおそらく役に立つ。利点は、減少した資源償却時間のどんな経済的罰則をも大いに上回ると思われる。第一に、当業者によって理解されるように、原子力発電所自体の寿命を超えた黒鉛の全体的な要求においてほとんど変化がない。第二に、原子炉容器及び／又は一次熱交換器のようなより短い設計寿命を現在のところ有する構成部品は典型的には原子力発電所のコストのわずかな部分を占めるに過ぎない。ＯＲＮＬ４１４５のようなオークリッジ国立研究所による研究では、原子炉容器及び一次熱交換器のコストは原子力発電所のコストの約１０％にすぎなかった。シールされた交換可能なユニットを有することによって可能となる多大な単純化によって、これらアイテムのコストを下げる能力は、下がった償却時間を補って余りあるように思える。減少した研究及び開発コストを織り込むと、この開示された設計の利点が明らかとなるように思われる。

前述では、説明の目的のために、非常に多くの細目が、本実施形態の完全な理解を提供すべく説明された。しかしながら、これら特定の細目が必要とされないことが当業者には明らかだろう。

上述された実施形態は、単なる例であることが意図されている。添付の特許請求の範囲において単に定義された範囲から逸脱することなく、当業者によって特定の実施形態に対する置換、修正及び変更が可能である。

Claims (19)

1. 原子力発電所を稼働させる方法であって、
   前記原子力発電所が、熱を生成する溶融塩原子炉（ＭＳＲ）と、熱交換器システムと、最終使用システムとを具備し、前記熱交換器システムが、前記ＭＳＲによって生成された熱を受け取り、該受け取った熱を前記最終使用システムに提供し、
   当該方法が、
   前記ＭＳＲを稼働させるステップであって、該ＭＳＲが、容器と、該容器内に置かれた黒鉛減速材炉心と、少なくとも前記容器内で循環する溶融塩とを具備し、前記熱交換器システムが前記溶融塩から熱を受け取る、ステップと、
   停止ＭＳＲを得るべく、予め定められた稼働期間後に前記ＭＳＲを停止させるステップと、
   分断された停止ＭＳＲを得るべく、前記停止ＭＳＲと、前記容器の外側に配設された前記熱交換器システムの任意の部分との間の任意の動作接続を分断するステップと、
   前記分断された停止ＭＳＲを隔離するステップと、
   交換ＭＳＲを、該交換ＭＳＲの容器の外側に配設された前記熱交換器システムの任意の部分に動作可能に接続するステップと
   を含む、方法。
2. 前記ＭＳＲを停止させるステップの前に、該ＭＳＲが少なくとも２０メガワットサーマル／ｍ³のピーク炉心出力密度を提供するように稼働される、請求項１に記載の方法。
3. 前記分断された停止ＭＳＲ内に存在する放射性元素の放射性崩壊によって該分断された停止ＭＳＲが冷めることを可能とすべく該分断された停止ＭＳＲを所定の場所に残すステップが、前記分断された停止ＭＳＲを隔離するステップに先行する、請求項１に記載の方法。
4. 前記黒鉛減速材炉心が、損傷稼働期間を有し、該損傷稼働期間を過ぎると損傷し、前記予め定められた稼働期間が前記炉心の損傷稼働期間よりも短い、請求項１に記載の方法。
5. 前記燃料塩が溶融燃料塩であり、前記原子力発電所がさらに放射線検出器と遮断機構とを具備し、前記黒鉛減速材炉心が一つ以上の貫通孔を画定し、前記熱交換器システムが、前記容器内に置かれた熱交換器ユニットを具備し、該熱交換器ユニットが、該熱交換器ユニット内に構成された複数の熱交換器を有し、各熱交換器が、各熱交換器内で循環する冷却材塩を有し、前記熱交換器ユニットが前記黒鉛減速材炉心の一つ以上の貫通孔と流体接続し、
   前記ＭＳＲが、さらに、前記熱交換器ユニットと前記黒鉛減速材炉心の一つ以上の貫通孔とを通して前記溶融燃料塩を送り込むポンプシステムを具備し、前記熱交換器が該熱交換器上に前記溶融燃料の流れを有するように前記熱交換器ユニット内に構成され、各熱交換器が、各熱交換器に関連付けられたそれぞれの放射線検出器を有し、各放射線検出器が、各熱交換器内で循環する前記冷却材塩内に存在する放射線を検出するように構成され、各熱交換器が、各熱交換器に関連付けられたそれぞれの遮断機構を有し、各遮断機構が、各熱交換器内で循環する前記冷却材塩の循環を遮断するように構成され、
   当該方法が、さらに、前記ＭＳＲを停止させるステップの前に、特定の熱交換器内の、該特定の熱交換器の前記放射線検出器によって、閾値量を超えた放射線が検出されると、前記特定の熱交換器の前記遮断機構を作動させるステップを含む、請求項１に記載の方法。
6. 前記原子力発電所がさらに圧力モニタリングシステムを具備し、各熱交換器が前記圧力モニタリングシステムに動作可能に接続され、該圧力モニタリングシステムが、各熱交換器内で循環する前記冷却材塩の圧力をモニタリングし、
   当該方法が、さらに、前記ＭＳＲを停止させるステップの前に、前記圧力モニタリングシステムが特定の熱交換器内の圧力変化を検出すると、該特定の熱交換器の前記遮断機構を作動させるステップを含む、請求項５に記載の方法。
7. 各熱交換器が入口導管及び出口導管を有し、前記停止ＭＳＲと、前記容器の外側に配設された前記熱交換器システムの任意の部分との間の任意の動作接続を分断するステップが、各熱交換器の前記入口導管及び出口導管を分断することを含む、請求項５に記載の方法。
8. 前記燃料塩が溶融燃料塩であり、前記原子力発電所がさらに放射線検出器と遮断機構とを具備し、前記黒鉛減速材炉心が一つ以上の貫通孔を画定し、前記熱交換器システムが、さらに、前記容器内で該容器の長手方向の軸線の周りに配置された熱交換器を具備し、各熱交換器が、各熱交換器内で循環する冷却材塩を有し且つ発電機に動作可能に接続され、前記熱交換器が前記黒鉛減速材炉心の一つ以上の貫通孔と流体接続し且つ前記黒鉛減速材炉心の上方に開口を画定し、
   前記ＭＳＲが、さらに、
   前記熱交換器ユニットと前記黒鉛減速材炉心の一つ以上の貫通孔とを通して前記溶融燃料塩を送り込むポンプシステムであって、前記熱交換器が該熱交換器上に前記溶融燃料の流れを有するように前記熱交換器ユニット内に構成される、ポンプシステムと、
   前記容器内で前記熱交換器と前記黒鉛減速材炉心との間に置かれたバッフル構造であって、前記容器内且つ前記熱交換器の外側において下向きに流れる溶融塩流体を前記黒鉛減速材炉心の外周に沿って案内するバッフル構造と
   を具備し、
   各熱交換器が、各熱交換器に関連付けられたそれぞれの放射線検出器を有し、各放射線検出器が、各熱交換器内で循環する前記冷却材塩内に存在する放射線を検出するように構成され、各熱交換器が、各熱交換器に関連付けられたそれぞれの遮断機構を有し、各遮断機構は、閾値量を超えた放射線が各熱交換器内の各放射線検出器によって検出されると、各熱交換器内で循環する前記冷却材塩の循環を遮断するように構成され、
   当該方法が、さらに、特定の熱交換器内の、該特定の熱交換器の前記放射線検出器によって、閾値量を超えた放射線が検出されると、前記特定の熱交換器の前記遮断機構を作動させるステップを含む、請求項１に記載の方法。
9. 前記燃料塩が溶融燃料塩であり、前記原子力発電所がさらに放射線検出器と遮断機構とを具備し、前記黒鉛減速材炉心が一つ以上の貫通孔を画定し、前記熱交換器システムが、さらに、前記容器内で前記黒鉛減速材炉心の上方且つ前記容器の長手方向の軸線の周りに配置された熱交換器を具備し、各熱交換器が、各熱交換器内で循環する冷却材塩を有し且つ発電機に動作可能に接続され、前記熱交換器が前記黒鉛減速材炉心の一つ以上の貫通孔と流体接続し且つ前記黒鉛減速材炉心の上方に開口を画定し、
   前記ＭＳＲが、さらに、前記容器内で前記熱交換器と前記黒鉛減速材炉心との間に置かれたバッフル構造であって、前記容器内且つ前記熱交換器の外側において下向きに流れる溶融塩流体を前記黒鉛減速材炉心の外周に沿って案内するバッフル構造を具備し、
   各熱交換器が、各熱交換器に関連付けられたそれぞれの放射線検出器を有し、各放射線検出器が、各熱交換器内で循環する前記冷却材塩内に存在する放射線を検出するように構成され、各熱交換器が、各熱交換器に関連付けられたそれぞれの遮断機構を有し、各遮断機構は、閾値量を超えた放射線が各熱交換器内の各放射線検出器によって検出されると、各熱交換器内で循環する前記冷却材塩の循環を遮断するように構成され、
   前記溶融燃料塩が前記黒鉛減速材を横断するときに加熱される前記溶融燃料塩の加熱と、該溶融燃料塩が前記熱交換器を横断するときの冷却とによって引き起こされる自然循環を通して、前記溶融燃料塩が前記熱交換器及び黒鉛減速材炉心内で循環し、
   当該方法が、さらに、特定の熱交換器内の、該特定の熱交換器の前記放射線検出器によって、閾値量を超えた放射線が検出されると、前記特定の熱交換器の前記遮断機構を作動させるステップを含む、請求項１に記載の方法。
10. 前記ＭＳＲが、さらに、前記容器内で前記黒鉛減速材炉心と前記熱交換器ユニットとの間に置かれた中性子反射体を具備する、請求項１〜９のいずれか1項に記載の方法。
11. 熱を生成する溶融塩原子炉（ＭＳＲ）と、
    熱交換器システムと、
    前記容器の外側に置かれた放射線検出器と、
    前記容器の外側に置かれた遮断機構と、
    最終使用システムと
    を具備する、原子力発電所であって、
    前記ＭＳＲが、容器と、該容器内に置かれた黒鉛減速材炉心と、少なくとも前記容器内で循環する溶融塩とを具備し、該溶融塩が、前記ＭＳＲによって生成された前記熱を前記熱交換器システムに移し、前記黒鉛減速材炉心が一つ以上の貫通孔を画定し、前記熱交換器システムが、前記ＭＳＲによって生成された熱を受け取り、該受け取った熱を前記最終使用システムに提供し、
    前記熱交換器システムが、前記黒鉛減速材炉心の一つ以上の貫通孔と流体接続した複数の熱交換器を具備し、
    各熱交換器が、各熱交換器に関連付けられたそれぞれの放射線検出器を有し、各放射線検出器が、各熱交換器内で循環する前記冷却材塩内に存在する放射線を検出するように構成され、各遮断機構は、閾値量を超えた放射線が各熱交換器内の各放射線検出器によって検出されると、各熱交換器内で循環する前記冷却材塩の循環を遮断するように構成される、原子力発電所。
12. さらに、前記熱交換器システムと前記黒鉛減速材炉心の一つ以上の貫通孔とを通して前記溶融燃料塩を送り込むポンプシステムを具備し、前記熱交換器が該熱交換器上に前記溶融燃料の流れを有するように前記熱交換器ユニット内に構成される、請求項１１に記載の原子力発電所。
13. さらに、前記容器の外側に置かれた圧力モニタリングシステムを具備し、該圧力モニタリングシステムが、各熱交換器内で循環する冷却材塩の圧力をモニタリングするように構成され、各遮断機構は、前記圧力モニタリングシステムが各熱交換器内の圧力変化を検出すると、各熱交換器内で循環する前記冷却材塩の循環を遮断するように構成される、請求項１１に記載の原子力発電所。
14. 各熱交換器が入口導管及び出口導管を有し、各熱交換器の各放射線検出器が、前記入口導管及び出口導管の少なくとも一方を通過する前記冷却材塩内に存在する放射線を検出するように構成される、請求項１１に記載の原子力発電所。
15. 各熱交換器の前記遮断機構が前記入口導管及び出口導管の各々において前記冷却材塩の流れを遮断するように構成される、請求項１４に記載の原子力発電所。
16. 各遮断機構が、前記入口導管及び出口導管をクリンプするクリンピングシステムを含む、請求項１５に記載の原子力発電所。
17. 各遮断機構が、前記入口導管上に構成された入口導管遮断バルブと、前記出口導管上に構成された出口導管遮断バルブとを含む、請求項１５に記載の原子力発電所。
18. 少なくとも一つの熱交換器が前記容器内に置かれ、該容器が、さらに、該容器内で前記少なくとも一つの熱交換器と前記黒鉛中性子減速材炉心との間に置かれた中性子反射体を具備し、該中性子反射体が、前記熱交換器ユニットと前記黒鉛中性子減速材炉心とを流体接続する少なくとも一つの開口を画定する、請求項１１に記載の原子力発電所。
19. 前記遮断機構が、さらに、前記容器と、該容器に取り付けられた入口導管及び出口導管の任意の部分との隔離を可能とすべく各入口導管及び出口導管を物理的に分断する分断機構を具備する、請求項１１に記載の原子力発電所。

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