JP2021512334A - 原子炉システム用の複合減速材 - Google Patents

原子炉システム用の複合減速材 Download PDF

Info

Publication number
JP2021512334A
JP2021512334A JP2020561578A JP2020561578A JP2021512334A JP 2021512334 A JP2021512334 A JP 2021512334A JP 2020561578 A JP2020561578 A JP 2020561578A JP 2020561578 A JP2020561578 A JP 2020561578A JP 2021512334 A JP2021512334 A JP 2021512334A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
moderator
composite
fuel
composite moderator
beryllium
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP2020561578A
Other languages
English (en)
Other versions
JP7287742B2 (ja
Inventor
フランチェスコ ヴェンネリ，
フランチェスコ ヴェンネリ，
パオロ， フランチェスコ ヴェンネリ，
パオロ， フランチェスコ ヴェンネリ，
ランス， ルイス スニード，
ランス， ルイス スニード，
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Ultra Safe Nuclear Corp
Original Assignee
Ultra Safe Nuclear Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Ultra Safe Nuclear Corp filed Critical Ultra Safe Nuclear Corp
Publication of JP2021512334A publication Critical patent/JP2021512334A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP7287742B2 publication Critical patent/JP7287742B2/ja
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/06—Casings; Jackets
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/12—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by composition, e.g. the moderator containing additional substances which ensure improved heat resistance of the moderator
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/14—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor
    • G21C1/16—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor
    • G21C1/18—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor coolant being pressurised
    • G21C1/20—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor coolant being pressurised moderator being liquid, e.g. pressure-tube reactor
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/24—Homogeneous reactors, i.e. in which the fuel and moderator present an effectively homogeneous medium to the neutrons
    • G21C1/26—Single-region reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/24—Homogeneous reactors, i.e. in which the fuel and moderator present an effectively homogeneous medium to the neutrons
    • G21C1/28—Two-region reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62—Ceramic fuel
    • G21C3/626—Coated fuel particles
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02—Details
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/18—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/18—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
    • G21C5/20—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone wherein one zone contains fissile material and another zone contains breeder material
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/18—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
    • G21C5/22—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone wherein one zone is a superheating zone
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/06—Reflecting shields, i.e. for minimising loss of neutrons
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/60—Metallic fuel; Intermetallic dispersions
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Abstract

原子炉システム用複合減速材媒体、及び複合減速材媒体で形成された複合減速材ブロックを作製する方法。複合減速材媒体は、２種以上の減速材、例えば低減速物質と高減速物質とを含む。高減速物質は、低減速物質と比較して、より高い中性子減速能を有する。低減速物質は、炭化ケイ素又は酸化マグネシウムの減速マトリックスを含む。高減速物質は、減速マトリックス内に分散されており、ベリリウム、ホウ素、又はそれらの化合物を含む。高減速物質は、低減速物質に封入されており、高減速物質が低減速物質の外部に露出しないようになっている。この方法は、低減速物質に基づいて、焼結助剤と、複合減速材混合物中の焼結助剤の重量パーセントを選択するステップ、及び放電プラズマ焼結するステップを含むことができる。【選択図】 図６

Description

発明の詳細な説明
［関連出願に対する相互参照］
[0001]本願は、２０１８年１月２２日出願、「Ｃｏｍｐｏｓｉｔｅ Ｍｏｄｅｒａｔｏｒｓ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｓｙｓｔｅｍｓ」と題する米国特許仮特許出願第６２／６１９，９２５号；及び２０１９年１月２２日出願、「Ｃｏｍｐｏｓｉｔｅ Ｍｏｄｅｒａｔｏｒ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｓｙｓｔｅｍｓ」と題する米国実用特許出願第１６／２５４，０１９号に対する優先権を主張し、それらの開示は、参照することにより本明細書に組み込まれる。
［技術分野］
[0002]本主題は、複合減速材を含む原子力システム及び原子炉システムの例に関する。本主題は複合減速材を作製する方法も包含する。
［背景］
[0003]核分裂原子炉には、熱型又は高速型の原子炉が含まれる。現在、ほとんど全ての運転中の原子炉は熱型であり、そのため、核分裂が継続できるように、高速中性子を速度低下させるための減速材を必要とする。減速に使用される物質は、非常に特異的な一組の特性を有することが必要である。第１に、減速材は、それ自体中性子を吸収することができない。従来、これは、減速材が低中性子吸収断面積を有する必要があることを意味する。しかし、減速材は、中性子の速度を許容できる速度まで低下できなければならない。そのため、理想的な減速材においては、中性子散乱断面積が高い。この中性子散乱は、中性子が減速材の原子とどの程度相互作用するかを示す尺度である。中性子と核との衝突が弾性衝突である場合、原子核のサイズが中性子に近いほど、中性子がより遅くなることを意味する。この理由から、より軽い元素ほどより効率的な減速材となる傾向がある。
[0004]一般に利用される減速材、例えば軽水（Ｈ２Ｏ）、重水（Ｄ２Ｏ）、及び黒鉛（Ｃ）は、低中性子吸収断面積を有するが、比較的大きな中性子散乱断面積を有する。軽水、重水、及び黒鉛の中性子散乱断面積（σｓ）はそれぞれ、４９、１０．６、及び４．７バーンである。軽水、重水、及び黒鉛の中性子吸収断面積（σｓ）はそれぞれ、０．６６、０．００１３、及び０．００３５バーンである。減速材は、減速能力から見ても、コスト的にも違いがある。
[0005]現在、運転中の熱原子炉は、中性子減速材としてモノリスである単一の減速材物質を利用している。モノリス減速材物質は、典型的には地面から掘り出される。原子炉炉心に最適なモノリス減速材物質を判定するため、エンジニアは、モノリス減速材物質の中性子特性が原子炉に適しているか、即ち、比較的長時間持続するか否かを分析し、次いで、最適化を遂行する。黒鉛は、原子炉で一般に利用されている中性子減速材の一種である。黒鉛は、天然に存在する、六角形構造に原子が配置された元素炭素の結晶形である。黒鉛は、標準的な条件で炭素の最も安定した形態である。
[0006]しかし、単一のモノリス減速物質には制約があり、そのうちの１つは、減速材の寿命であり、それは、単一のモノリス減速物質が原子炉炉心の内部で核放射線を受けることによる、モノリス減速物質の結晶の物理的制約である。更に、高減速物質、例えば黒鉛は、核放射線下では不安定であり、それが、核燃料が燃料寿命限界に達する前に高減速物質が最終的に構造的に劣化する原因となる。
[0007]原子炉用黒鉛は当初、シカゴパイル原子炉（即ち、世界初の原子炉）用の減速材として開発されたもので、最初に、そして間違いなく最も研究された核物質である。今日、多くのガス冷却システム（例えば、角柱状又はペブルベッド型）及び溶融塩冷却システムは、非常に大きな黒鉛原子炉炉心装填量を前提としている。黒鉛を単一の減速物質として処理する方法は継続的に改良がなされ、黒鉛のより純度が高くより良好な−より等方性の高い−形態が得られてきたが、黒鉛に関しては、厳しい減速材寿命限界が残っている。本質的に、放射線照射によって誘発される異方性結晶の膨張の物理特性は、黒鉛減速材物質の全体的寸法変化、微少亀裂、及び黒鉛減速材物質の完全性の喪失につながる。
[0008]電気出力約２００メガワット（ＭＷｅ）の典型的な高温ガス冷却原子炉（ＨＴＧＲ）は、約６００トンの関連する黒鉛装填量を有する。新たに期待される溶融塩冷却システムは、同様に大きな黒鉛廃棄物流を有することになる。残念ながら、汚染された黒鉛は、現在までに処分された約２５０，０００トンの黒鉛廃棄物からも明らかなように、これらの原子炉システムにとって重大な廃棄物問題を引き起こしている。汚染のレベルは、原子炉システム、核燃料、及び核燃料品質によって異なるが、炭素１４（１４Ｃ）及び３Ｔ汚染は、不可避である。この核廃棄物問題は、高出力（高中性子影響）システムでの黒鉛減速材の寿命のために、原子炉炉心の相当量を稼働中に交換する必要があるという事実によって更に悪化している。
［概要］
[0009]本明細書に開示される様々な例は、原子炉システム用の複合減速材技術に関し、複合減速材を含む原子炉炉心及び複合減速材を作製する方法を含む。複合減速材を使用すると、個々の減速材物質、例えば黒鉛、水、及び溶融塩（例えば、フッ化リチウムとフッ化ベリリウムを組み合わせたＦＬｉＢＥ）に対していくつかの利点が達成される。第１に、複合減速材は、原子炉炉心からの交換を必要とすることなく、核燃料の燃料寿命に寄与することにより、個々の減速材物質と比較して核廃棄物を削減する。第２に、複合減速材は、寸法的照射安定性を有する（即ち、構造的劣化を受けにくい）。第３に、複合減速材は、現在の黒鉛の酸化問題を排除することにより、安全特性を向上させる。
[0010]第１の例において、原子炉システムは、原子炉炉心を含む。原子炉炉心は、燃料要素の配列、及び２種以上の減速材で形成された複合減速材媒体を含む。２種以上の減速材は、低減速物質と高減速物質とを含む。高減速物質は、低減速物質と比較して、より高い中性子減速能を有する。
[0011]第２の例において、方法は、低減速物質と高減速物質とを含む２種以上の減速材を選択して複合減速材媒体を形成するステップを含む。方法は、低減速物質に基づいて、焼結助剤と、複合減速材混合物中の焼結助剤の重量パーセント（ｗ／ｗ％）とを選択するステップを更に含む。方法は、２種以上の減速材を、選択した焼結助剤と選択した重量パーセント（ｗ／ｗ％）で混合して、複合減速材混合物を創出するステップを更に含む。方法は、複合減速材混合物を放電プラズマ焼結して、複合減速材媒体で形成された複合減速材ブロックを作製するステップを更に含む。
[0012]これらの例の追加の目的、利点及び新規な特徴は、一部が以下に続く説明に記載され、一部が下記及び添付図面を検討すると、当業者には明らかとなるか、例の生成又は操作によって習得することができる。本主題の目的及び利点は、添付の特許請求の範囲において特に指摘される方法論、手段及び組合せによって実現し、達成することができる。
[0013]図面は、限定としてではなく、一例としてのみ、本概念に従う１つ又は複数の実施を図示する。図中、同様の参照番号は、同一又は類似の要素を指す。
原子炉炉心、制御棒、及び集合体の他の構成要素を表示する、原子炉システムの図である。 図１の原子炉炉心で利用される核燃料の燃料粒子及び燃料コンパクトの図である。 図１の原子炉炉心の燃料複合減速材ブロックの図であり、図２Ａの核燃料を含み、複合減速材媒体で形成されている。 図２Ｃは、燃料要素の配列と複合減速材媒体で形成された反射体複合減速材ブロックとを含む、原子炉炉心及び構成要素の断面図である。 は、複合減速材媒体に囲まれた核燃料を図示する、図２Ｂの燃料複合減速材ブロックの一部の拡大平面図である。 黒鉛減速材物質の原子炉炉心内にある間の経時的寸法変化を示すグラフである。 複合減速材媒体の２種類の低減速物質及び複合減速材媒体の８種類の高減速物質と比較した、中性子減速能を含む黒鉛減速材物質の特性を示す表である。 ７つの異なるタイプの複合減速材媒体と比較した、図５の黒鉛減速材物質を含む原子炉炉心の経時的反応性を示すグラフである。 複合減速材媒体の複合減速材ブロックを作製するために実施することができる方法のフローチャートである。 複合減速材ブロックを作製するために放電プラズマ焼結（ＳＰＳ）が利用される、図７の方法の処理写真である。 図７の方法の放電プラズマ焼結中の経時的処理温度及び圧力（ダイス変位）を示すグラフである。 高減速物質を封入する低減速物質を示す、複合減速材媒体のミクロンレベル写真である。
部品一覧
１００ 原子炉システム
１０１ 原子炉炉心
１０２Ａ〜Ｎ 燃料要素
１０３ 複合減速材媒体
１０４ 低減速物質
１０５ 高減速物質
１１０ 格納構造
１１５Ａ〜Ｎ 制御棒
１２０ 蒸気発生器
１２５ 蒸気ライン
１３０ 蒸気タービン
１３５ 発電機
１４０ 電気
１４５ 凝縮器
１５０ スプレー
１５５ 水蒸気
１６０ 冷却塔
２００ 核燃料
２０１Ａ〜Ｎ 核燃料棒
２０５ 燃料コンパクト
２０６Ａ〜Ｎ 燃料粒子
２０７ 炭化ケイ素マトリックス
２０８ 黒鉛マトリックス
２２０ 複合減速材ブロック
２２５ 燃料複合減速材ブロック
２２６Ａ〜Ｎ 燃料開口部
２２７Ａ−Ｂ 冷却剤通路
２２８ 冷却剤
２３０ 反射体領域
２３５Ａ〜Ｎ 反射体複合減速材ブロック
２４０ 内側反射体領域
２４５Ａ〜Ｎ 内側反射体複合減速材ブロック
２５０ 外側反射体領域
２５５Ａ〜Ｎ 外側反射体複合減速材ブロック
２６０ バレル
２６５ 恒久的外側反射体
２７０Ａ〜Ｎ 運転用制御棒
２７５Ａ〜Ｎ 起動用制御棒
２８０Ａ〜Ｎ 予備遮断チャネル
［詳細な説明］
[0026]下記の詳細な説明において、関連する教示の完全な理解を実現するため、多数の具体的詳細が例として記載されている。しかし、当業者には明らかとなることであるが、本教示は、そうした詳細が無くても実践できる。他の例では、周知の方法、手順、構成要素、及び／又は回路が、本教示の態様を不必要に曖昧にすることを回避するため、詳細を含むことなく比較的高レベルで記載されている。
[0027]核放射線に対処するため、単一の減速材物質よりも合計でより長時間持続する方向に変化する数種の減速物質を含む複合減速材媒体（例えば、固体物質）が設計される。複合減速材媒体によって、原子炉炉心は減速材物質を交換することなく寿命を延ばすことができ、例えば、黒鉛減速材物質と比較して、より小型にすることができる。加えて、複合減速材媒体は、様々な原子炉システムの実施、例えば発電用の陸上原子炉又は高温核熱推進（ＮＴＰ）システム（例えば、小型宇宙原子炉）に展開することができる。
[0028]ここで、添付図面に示され、以下に検討する例を詳細に参照する。
[0029]図１は、原子炉炉心１０１、制御棒１１５Ａ〜Ｎ、及び集合体の他の構成要素を図示する、原子炉システム１００の図である。この例において、原子炉システム１００は、制御された核連鎖反応が起こる原子炉１０１を含み、エネルギーが放出される。本例において、原子炉システム１００は、陸上用途の原子力発電所である。しかし、原子炉及び複合減速材の技術は、宇宙環境、例えば核熱推進（ＮＴＰ）システムに利用することができる。こうしたＮＴＰシステムでは、発生させた推力が、原子炉炉心１０１を収容する、原子炉炉心１０１と一体形成された、原子炉炉心１０１に接続する、又は原子炉炉心１０１に取り付けられる輸送手段、例えばロケット、ドローン、無人飛行体（ＵＡＶ）、航空機、宇宙船、ミサイルなどを推進する。加えて、ＮＴＰシステムは、潜水艦又は船舶の推進に使用することができる。
[0030]原子炉炉心１０１は、燃料要素１０２Ａ〜Ｎの配列と、複合減速材媒体１０３とを含む。原子炉炉心１０１は、数メガワット以上の熱出力（ＭＷｔ）を発生させるための核燃料を含む核分裂原子炉炉心である。複数の環状制御棒１１５Ａ〜Ｎが、燃料要素１０２Ａ〜Ｎの配列を取り囲んでいて、制御棒１１５Ａ〜Ｎを回転させることにより原子炉炉心１０１の反応性を変化させることができる。格納構造１１０が原子炉炉心１０１、制御棒１１５Ａ〜Ｎ、及び蒸気発生器１２０を収容している。制御棒１１５Ａ〜Ｎは、原子炉炉心１０１の反応性を変化させることにより運転中に中性子集団及び原子炉出力レベルを調整するため、原子炉炉心１０１の反射体領域２４０、２５０（図２Ｃ）の区域に位置していてもよい。
[0031]制御棒１１５Ａ〜Ｎは、それ自体が核分裂せずに多くの中性子を吸収できる化学元素、例えばホウ素、銀、インジウム、及びカドミウムで構成されている。原子炉炉心１０１は、熱エネルギーを創出し、それは熱として放出される。原子炉システム１００の他の構成要素は、熱エネルギーをエネルギーの有用な形態、例えば電気１４０に変換する。この例において、原子炉炉心１０１は、熱エネルギーを蒸気発生器１２０に供給し、蒸気発生器１２０は熱エネルギーを蒸気ライン１２５へと抽出し、それが蒸気タービン１３０を回す。蒸気タービン１３０は発電機１３５を駆動し、発電機１３５は次いで熱エネルギーを電気１４０へと変換する。その後、熱膨張サイクルが繰り返される。
[0032]例示的原子炉システム１００において、凝縮器１４５は、原子炉炉心１０１に給送し、原子炉システム１００の構成要素を冷却するための冷却剤、例えば高圧液体又はガスを生成する。例えば、膨張サイクル中、冷却塔１６０に貯蔵された推進剤を原子炉炉心１０１を通して引き出し、原子炉炉心１０１を冷却することができる。冷却剤からの熱は、スプレー１５０として冷却塔１６０へと抽出し、冷却塔１６０から水蒸気１５５として放出してもよい。注目すべきこととして、冷却剤の一部を還流させてもよく、例えば、蒸気タービン１３０を回すためにバイパスを介して原子炉炉心１０１から抜き出してもよい。いくつかの例において、原子炉システム１００は、溶融塩ループ用途に使用することができる。
[0033]原子炉炉心１０１における中性子連鎖反応は、臨界状態−各核分裂核からの単一の中性子が別の核の核分裂を引き起こす−であり、連鎖反応は、制御しなければならない。複合減速材媒体１０３は、２種以上の減速材で形成され、臨界を効果的に調整し、減速材寿命の延長を実現して核燃料寿命に匹敵し得るものとする。２種以上の減速材は、低減速物質１０４と高減速物質１０５とを含む。高減速物質１０５は、低減速物質１０４と比較して、より高い中性子減速能を有し、それは、中性子吸収断面積及び中性子散乱断面積と相関する可能性がある。原子炉炉心１０１内の複合減速材媒体１０３は、高速中性子（ウラン２３５のような核分裂性化合物中の原子を分裂させることによって生成される）を速度低下させ、核分裂連鎖反応においてより効果的なものとする。この中性子の速度低下又は減速により、中性子は核分裂性核種によってより容易に吸収されるようになり、より多くの核分裂事象が創出される。２種以上の減速材は、原子炉炉心１０１の実施環境（例えば、発電又はＮＴＰ）に応じて、非常に特異的な一組の特性に適応させることができる。
[0034]図５〜６において更に説明するように、低減速物質１０４は、炭化ケイ素（ＳｉＣ）１０４Ａ又は酸化マグネシウム（ＭｇＯ）１０４Ｂの減速マトリックスを含む。高減速物質１０５は、減速マトリックス内に分散されており、ベリリウム（Ｂｅ）１０５Ｈ、ホウ素（Ｂ）、又はそれらの化合物を含む。より具体的には、高減速物質１０５は、ホウ化ベリリウム（Ｂｅ２Ｂ １０５Ａ、Ｂｅ４Ｂ １０５Ｂ、ＢｅＢ２、若しくはＢｅＢ６）、炭化ベリリウム（Ｂｅ２Ｃ １０５Ｃ）、ジルコニウムベリライド（ＺｒＢｅ１３ １０５Ｄ）、チタンベリライド（ＴｉＢｅ１２ １０５Ｅ）、酸化ベリリウム（ＢｅＯ １０５Ｆ）、又は炭化ホウ素（１１Ｂ４Ｃ １０５Ｇ）のうちの少なくとも１種を含む。高減速物質１０５は、低減速物質１０４に封入され、高減速物質１０５が低減速物質１０４の外に露出しないようになっている。
[0035]図２Ａは、図１の原子炉炉心１０１に利用される核燃料２００の燃料粒子２０６Ａ〜Ｎと燃料コンパクト２０５（例えば、燃料ペレット）の図である。一例において、核燃料２００は、炭化ケイ素マトリックス２０７の内部に埋め込まれた三重等方性被覆（ＴＲＩＳＯ）燃料粒子２０６Ａ〜Ｎで構成された燃料コンパクト２０５を含む。別の例において、核燃料２００は、燃料ペレットを創出するために黒鉛マトリックス２０８の内部に埋め込まれた三重等方性被覆（ＴＲＩＳＯ）燃料粒子２０６Ａ〜Ｎを含む。ＴＲＩＳＯ燃料粒子２０６Ａ〜Ｎは、１又は複数種の等方性物質を取り囲む１つ又は複数の層でコーティングされた、ＵＣ又は酸炭化ウラン（ＵＣＯ）で構成された燃料核を中心に含む。図２Ａに示すように、ＴＲＩＳＯ燃料粒子２０６Ａ〜Ｎは、３種の等方性物質の４層を含む。その例では、４層は、（１）炭素でできた多孔質緩衝層、それに続く（２）熱分解炭素（ＰｙＣ）の高密度内側層、それに続く（３）高温で核分裂生成物を保持し、ＴＲＩＳＯ粒子に強力な構造的完全性を与えるためのＳｉＣのセラミック層、それに続く（４）ＰｙＣの高密度外側層である。
[0036]ＴＲＩＳＯ燃料粒子２０６Ａ〜Ｎは、１，６００℃を超える温度での応力又は核分裂ガス圧が原因で亀裂が生じないように設計されており、したがって、最悪の事故シナリオで燃料を封じ込めることができる。ＴＲＩＳＯ燃料粒子２０６Ａ〜Ｎは、ＬＷＲの温度よりも遙かに高い温度で運転されることになる、図２Ｃに示す原子炉炉心１０１の例示的断面のような高温ガス冷却原子炉（ＨＴＧＲ）での使用のために設計された。燃料コンパクト２０５は、燃料ピン又は棒に装填し、金属被覆し、燃料要素１０２Ａ〜Ｎの多数のカラム内部に積み重ねることができる。ＴＲＩＳＯ燃料粒子２０６Ａ〜Ｎ用の可能なマトリックス２０７、２０８の物質のうち、炭化ケイ素（ＳｉＣ）は、良好な照射挙動と加工性をもたらす。ＳｉＣは、高温で空気に暴露されると、高密度で粘着性の二酸化ケイ素（ＳｉＯ２）表面スケールが急速に形成されるため、優れた酸化耐性を有し、更なる酸化を防止する。
[0037]燃料粒子２０６内の正味の重金属密度は、コーティング厚さが増加するにつれて急速に低下するため、被覆燃料粒子２０６Ａ〜Ｎの使用は、核燃料２００における高重金属密度の達成をより困難にする。この事実は、核分裂生成物の障壁としての有用性を維持しつつ、燃料核直径に対するコーティング厚さの比をできるだけ小さく保つことを要求する。しかし、ＬＷＲにおける分散型燃料の使用が、より高い濃縮度とより低い電力密度を要求することは明らかである。複合核燃料用の最も可能性が高い核分裂性粒子のタイプは、高い溶融温度と高いアクチニド密度との組合せにより、炭化ウラン／プルトニウム（ＵＣ又はＰｕＣ）及び窒化ウラン／プルトニウム（ＵＮ又はＰｕＮ）である。ケイ化ウランは、核分裂性ウランの更に高い密度を実現する可能性があるが、予想される作製及び運転条件下では、不安定な場合がある。燃料核又はＴＲＩＳＯ粒子を取り囲む１又は複数種の可燃性中性子毒、例えば酸化エルビウムを含む、ＱＵＡＤＲＩＳＯ燃料などの他のタイプの燃料粒子２０６Ａ〜Ｎを利用して、過剰な反応性をより良好に管理することができ、ＣｅｒＭｅｔ燃料（例えば、金属マトリックスに埋め込まれたセラミック燃料粒子２０６Ａ〜Ｎ、例えば酸化ウラン）も同様である。
[0038]核燃料２００のいくつかの例において、二酸化ウラン（ＵＯ２）粉末を圧縮成形して円筒形の燃料コンパクト２０５を創出し、高温で焼結することにより、高密度で良好に規定された物理的特性及び化学的組成を有するセラミック核燃料ペレットが生成される。研削プロセスを使用して、許容誤差の小さい均一な円筒形状が実現される。
[0039]図２Ｂは、図１の原子炉炉心１０１の燃料複合減速材ブロック２２５の図であり、図２Ａの核燃料２００を含み、複合減速材媒体１０３で形成されている。燃料要素１０２Ａ〜Ｎのそれぞれは、（図２Ｃに示すように）複合減速材媒体１０３で形成された複合減速材ブロック２２０と核燃料２００とを含む。燃料複合減速材ブロック２２５は、燃料開口部２２６Ａ〜Ｎを含む。核燃料２００は、燃料開口部２２６Ａ〜Ｎの内部に配置され、核燃料２００が複合減速材媒体１０３によって囲まれるようになっている。燃料複合減速材ブロック２２５は、冷却剤２２８、例えばガス又は液体を流すための冷却剤通路２２７Ａ〜Ｂを更に含む。
[0040]多くのこうした燃料コンパクト２０５は、（図２Ａに示すように）積み重ねられ、図示する核燃料棒２０１Ａ〜Ｎ（例えば、密閉管）に充填される。被覆は核燃料棒２０１Ａ〜Ｎの外層であり、放射性核分裂片が核燃料２００から冷却剤２２８へと漏れ出し、冷却剤２２８を汚染するのを防止する。核燃料棒２０１Ａ〜Ｎの被覆に使用される金属は、原子炉炉心１０１の設計によって異なるが、ステンレス鋼、アルミニウムを含むマグネシウム、又はジルコニウム合金を挙げることができ、これらは、高度に耐食性であることに加えて、低い中性子吸収性を有する。完成した核燃料棒２０１Ａ〜Ｎは、図２Ｃに記載するように、原子炉炉心１０１を構築するために使用される燃料集合体にグループ化される。
[0041]図２Ｃは、燃料要素１０２Ａ〜Ｎの配列及び複合減速材媒体１０３で形成された様々な反射体複合減速材ブロック２４５Ａ〜Ｎ、２５５Ａ〜Ｎを含む、原子炉炉心１０１と構成要素の断面図である。典型的には、原子炉炉心１０１は、複合減速材媒体１０３で形成された反射体複合減速材ブロック２３５Ａ〜Ｎを含む、少なくとも１つの反射体領域２３０（内側反射体領域２４０及び外側反射体領域２５０として示されている）を含む。図２Ｃの例示的配置構成において、原子炉炉心１０１は、内側反射体領域２４０と外側反射体領域２５０とを含む。内側反射体領域２４０は、内側反射体複合減速材ブロック２４５Ａ〜Ｎを含む。外側反射体領域２５０は、外側反射体複合減速材ブロック２５５Ａ〜Ｎを含む。内側反射体複合減速材ブロック２４５Ａ〜Ｎと外側反射体複合減速材ブロック２５５Ａ〜Ｎは、複合減速材媒体１０３で形成されている。燃料要素１０２Ａ〜Ｎの配列は、六角形の燃料ブロック領域を形成しており、内側反射体領域２４０を取り囲んでいる。外側反射体領域２５０は、燃料要素１０２Ａ〜Ｎの配列を取り囲んでいる。したがって、燃料要素１０２Ａ〜Ｎは、内側反射体領域２４０と外側反射体領域２５０との間に散在している。
[0042]図２Ｃにおいて、原子炉炉心１０１は、角柱状高温ガス原子炉炉心１０１である。当然ながら、複合減速材技術は、ガスベースではないいずれの原子炉炉心１０１内でも利用することができる。例示的ガス原子炉炉心１０１において、複合減速材ブロック２２０は、複合減速材媒体１０３のブロックであり、低減速物質１０４と高減速物質１０５の両方で形成された固体物質である。複合減速材ブロック２２０は、角柱形状（例えば、六角形状）であってもよく、穿孔した様々な開口部（穴）、例えば冷却剤２２８を流すための冷却剤通路２２７Ａ〜Ｂ及び核燃料２００を入れるための燃料開口部２２６Ａ〜Ｎを含んでもよい。核燃料２００の多くの核燃料棒２０１Ａ〜Ｎは、各複合減速材ブロック２２０の中に落とされ、各燃料複合減速材ブロック２２５（例えば、燃料束）を創出する。燃料複合減速材ブロック２２５Ａ〜Ｎ（例えば、燃料束）は次いで、原子炉炉心１０１に装填される。
[0043]多くの複合減速材ブロック２２０に燃料が供給されており、それらは燃料複合減速材ブロック２２５Ａ〜Ｎとして示されている。複合減速材ブロック２２０の大多数は、燃料が供給されず（即ち、核燃料２００が存在しない）、そのため、燃料開口部２２６Ａ〜Ｎを含まない。これらの反射体複合減速材ブロック２３５Ａ〜Ｎ（内側反射体複合減速材ブロック２４５Ａ〜Ｎ及び外側反射体複合減速材ブロック２５５Ａ〜Ｎとして示されている）は、冷却剤２２８を流すための冷却剤通路２２７Ａ〜Ｂを含む。
[0044]燃料要素１０２Ａ〜Ｎの配列は、数百の六角形状の燃料複合減速材ブロック２２５Ａ〜Ｎを含み、この例ではそのうちの１０２個の燃料カラムがあり、各燃料カラムは、１０個の燃料複合減速材ブロック２２５Ａ〜Ｊの高さである。原子炉炉心１０１の断面は、幅約６メートルであり、各複合減速材ブロック２２０は、幅約３０ｃｍである。原子炉炉心１０１の断面の中央には、内側反射体複合減速材ブロック２４５Ａ〜Ｎがあり、カラム１つ当たり１０個が積み重ねられた内側反射体複合減速材ブロック２４５Ａの多くのカラムを含む。原子炉炉心１０１の断面の外側には、外側反射体複合減速材ブロック２５５Ａ〜Ｎがあり、カラム１つ当たり１０個が積み重ねられた外側反射体複合減速材ブロックの２５５Ａ〜Ｎの多くのカラムを含む。典型的には、制御棒１１５Ａ〜Ｎ、燃料複合減速材ブロック２２５Ａ〜Ｎのカラム、内側反射体複合減速材ブロック２４５Ａ〜Ｎ、及び外側反射体複合減速材ブロック２５５Ａ〜Ｎは、同じ長さである；ただし、理解すべきことであるが、実施によって長さは異なる可能性がある。
[0045]制御棒１１５Ａ〜Ｎには、図１に示すように、運転用制御棒２７０Ａ〜Ｎと、起動用制御棒２７５Ａ〜Ｎの両方が含まれ、これらは、原子炉炉心１０１の頂部より挿入され、複合減速材ブロック２２０の小集団を貫通する。３６本の運転用制御棒２７０Ａ〜Ｎが外側反射体複合減速材ブロック２５５Ａ〜Ｎの小集団を貫通する。１２本の起動用制御棒２７５Ａ〜Ｎが、燃料複合減速材ブロック２２５Ａ〜Ｎの小集団を貫通する。制御棒２７０Ａ〜Ｎ、２７５Ａ〜Ｎは、中性子を吸収する。バレル２６０、例えば鋼で形成された金属炉心支持体が、原子炉炉心１０１の周囲で、原子炉炉心１０１の燃料要素１０２Ａ〜Ｎの配列、内側反射体領域２４０、及び外側反射体領域２５０の束ねられた集合物を取り囲んでいる。複合減速材媒体１０３で形成することができる恒久的外側反射体２６５が、外側反射体領域２５０とバレル２６０との間に配置されている。恒久的外側反射体２６５は、原子炉炉心１０１を構成する外側反射体領域２５０の外周を取り囲む部分的に六角形状の充填要素を含む。１８個の予備遮断チャネル２８０Ａ〜Ｎが、燃料要素１０２Ａ〜Ｎの配列内の区域に位置している。
[0046]一般に、燃料複合減速材ブロック２２５Ａ〜Ｎ、内側反射体複合減速材ブロック２４５Ａ〜Ｎ、及び外側反射体複合減速材ブロック２５５Ａ〜Ｎに利用される複合減速材ブロック２２０Ａ〜Ｎは全て、同じ複合減速材媒体１０３で形成されており、同じ輪郭形状（例えば、らせん状）を有し、冷却剤２２８を流すための冷却剤通路２２７Ａ〜Ｂを有する。しかし、内側反射体複合減速材ブロック２４５Ａ〜Ｎ及び外側反射体複合減速材ブロック２５５Ａ〜Ｎ用の複合減速材ブロック２２０は、穿孔した燃料開口部２２６Ａ〜Ｎを含まない。したがって、１００フィート離れると、原子炉炉心１０１は、ほとんど同じに見える多くの大きな六角形の複合減速材ブロック２２５Ａ〜Ｎを有するように見えるが、燃料要素１０２Ａ〜Ｎの配列を格納している燃料ブロック領域（例えば、原子炉炉心１０１の中心の六角形状の部分）は、複合減速材ブロック２２０Ａ〜Ｎの内部に配置された核燃料２００を含むことがある。
[0047]図３は、複合減速材媒体１０３に囲まれた核燃料２００を図示する、図２Ｂの燃料複合減速材ブロック２２５の一部の拡大平面図である。２本の核燃料棒２０１Ａ〜Ｂの核分裂性物質のブロックの間で、単一の制御棒１１５Ａが、中性子を強力に吸収３０３する。核燃料棒２０１Ａ〜Ｂの核分裂性物質の間に制御棒１１５Ａが深く挿入されるほど、核分裂３０１から発生する中性子の衝突がより困難となり、連鎖反応がより制限され、熱エネルギー生産が減少する。示されるように、複合減速材媒体１０３は、燃料棒２０１Ａ〜Ｂ間の空隙を満たしており、中性子を速度低下（減速３０２）することにより中性子エネルギーを低減する。複合減速材媒体１０３がなければ、中性子は速く移動しすぎ、そのため、２３５Ｕの核分裂３０１を引き起こす確率が非常に低くなり、その結果、これらの中性子は、吸収されて核分裂を誘発する前に非常に多くの原子核のそばを通過するであろう。
[0048]図４は、黒鉛減速材物質５０５の原子炉炉心１０１内にある間の経時的寸法変化を示すグラフ４００である。グラフ４００において、原子当たりの変位（ｄｐａ）４０１が、原子炉炉心における寿命に亘りｘ軸に示されており、デルタΔＶ／Ｖ（％）４０２は、黒鉛減速材物質５０５の寸法変化である。中性子照射のため、原子炉用黒鉛減速材物質５０５には大きな寸法変化が発生し、１０〜２０ｄｐａ（原子当たりの変位）の範囲で寿命が暗示される。典型的には、高出力高温ガス冷却原子炉（ＨＴＧＲ）は、発電所の寿命期間中に原子炉炉心黒鉛を１又は２回交換する必要がある。
[0049]４つの異なるタイプの黒鉛減速材物質５０５が摂氏７５０度（℃）及び摂氏９００度（℃）の両方でグラフ４００にプロットされている。原子炉炉心内の黒鉛減速材物質５０５の温度は、位置の関数であり、ばらつきが大きい。黒鉛減速材物質５０５は、原子炉炉心の底部又はその付近では摂氏７５０度（℃）に、原子炉炉心の頂部又はその付近では摂氏９００度（℃）になる可能性がある。したがって、黒鉛減速材物質５０５は、原子炉炉心内の特定の位置又は配置に応じて異なる寿命を有する。
[0050]グラフ４００に示すように、原子炉炉心内にある間、黒鉛減速材物質は、大きな寸法変化を受け、次いで崩壊し、これが「減速材寿命」と呼ばれている。この膨張メカニズムは、原子炉用黒鉛の本来の多孔性（本質的に原子炉用黒鉛材料は全て約１８％多孔性である）によってある程度補われるが、減速材寿命は、黒鉛が元の無膨張値に戻る点、又は、一連の４種のプロットしたタイプの原子炉用黒鉛減速材物質５０５の場合は、図４のグラフに挿入された２つの軌跡のゼロ点と関連している。したがって、黒鉛減速材物質５０５の問題は、原子炉炉心における運転期間中の放射線損傷による非常に限られた明確な減速材寿命である。
[0051]図５は、複合減速材媒体１０３の２種類の低減速物質１０４Ａ〜Ｂ及び複合減速材媒体１０３の８種類の高減速物質１０５Ａ〜Ｈと比較した、中性子減速能を含む黒鉛減速材物質５０５の特性を示す表５００である。見てわかるように、目標は、放熱性能が劣る高減速物質１０５Ａ〜Ｈを放熱性能が良好な低減速物質１０４Ａ〜Ｂの内部に配置（例えば、封入）することであり、その結果、黒鉛減速材物質５０５と比較して、複合減速材媒体１０３の減速材寿命が大幅に延長される。表５００に見られるように、低減速物質１０４Ａ〜Ｂの減速能５１０は、高減速物質１０５Ａ〜Ｈよりも比較的低い。表５００に含まれる他の比較特性は、溶融温度（Ｔｍｅｌｔ）５１５、密度５２０、化学反応性５２５、結晶５３０、照射性能５３５、及び熱伝導率５４０である。
[0052]複合減速材媒体１０３は、交換の必要なしに、実質的により低い寸法変化を有する。複合減速材媒体１０３は、原子炉炉心１０１の燃料寿命を持続させることができる物質である。これは、優れた減速マトリックス物質、例えばＳｉＣ １０４Ａ又はＭｇＯ １０４Ｂを低減速物質１０４に使用することにより照射安定性を高めながら、二相構造により中性子減速を適合させることによって達成される。
[0053]図５の表５００の精査によって理解されるように、低減速物質１０４の減速マトリックス相における封入又は同伴相のための第２の高減速物質１０５の選択は、減速を強化する必要性によって推進される。減速の単純な計量は、平均対数減少ξとその相互作用が発生する確率（巨視的断面積ΣＤ）との積であり、減速能５１０として公知である。したがって、複合減速材媒体１０３は、低減速物質１０４Ａ〜Ｂ（例えば、高減速物質１０５Ａ〜Ｈを同伴するための減速マトリックス）の内部に捕捉された高減速物質１０５Ａ〜Ｈを含む。低減速物質１０４Ａ〜Ｂは、実際には放射線下で比較的安定している。表中の第１の例示的低減速物質は炭化ケイ素（ＳｉＣ）１０４Ａであり、例えば、化学蒸着（ＣＶＤ）ＳｉＣとすることができる。
[0054]高減速物質１０５Ａ〜Ｈは、低減速物質１０４Ａ〜Ｂの減速マトリックスの内部に入れられる。低減速物質１０４Ａ〜Ｂの減速材マトリックスは、弱減速（炭化ケイ素又は酸化マグネシウム）であるが、高減速物質１０５Ａ〜Ｈは、大きな減速能力を有する。高減速物質１０５Ａ〜Ｈは全て、減速能５１０が黒鉛よりも良好であり、低減速物質１０４Ａ〜Ｂは全て、減速能５１０が黒鉛減速材物質５０５ほど良好ではない。目標は、平均して低減速物質１０４Ａ〜Ｂと高減速物質１０５Ａ〜Ｈの減速能力（減速能５１０）が足し合わされ、黒鉛減速材物質５０５よりも放射線下で安定しており、原子炉炉心１０１内部で長く持続する複合減速材媒体１０３を生成することである。複合減速材媒体１０３のいくつかの例において、低減速物質１０４Ａ〜Ｂの減速マトリックスは、ベリリウム（Ｂｅ）又はホウ素（Ｂ）化合物である高減速物質１０５Ａ〜Ｈと組み合わされる。
[0055]原子炉用黒鉛減速材物質５０５の代替に成功するには、複合減速媒体１０３は、同様の減速能力を有し、原子炉用黒鉛減速材物質５０５よりも長い減速材寿命を達成する。複合減速材媒体１０３は、二相以上の構造（例えば、構成要素）、繊維状構造、又は合金であると考えてもよい。低減速物質１０４Ａとしての炭化ケイ素（ＳｉＣ）は、図４に示すような黒鉛減速材物質５０５とは異なり、わずかな「飽和」体積変化で１００を超える原子当たりの変位（ｄｐａ）まで持ちこたえることが実証されている。本明細書に提示するこうした構造の一例は、図７及び８Ａ〜Ｃに記載するような放電プラズマ焼結（ＳＰＳ）処理によってＳｉＣホスト減速マトリックスに取り込まれた４５％の体積分率の高減速物質１０５Ａ〜Ｈである。第２のホスト減速マトリックスは酸化マグネシウム（ＭｇＯ）であり、同様に処理される。この迅速で高度な製造ＳＰＳ技術によって設計された複合減速材媒体１０３の製造は、経済的な作製を示唆する。同様の作製技術は、熱間プレスと焼結である可能性がある。
[0056]図６は、７つの異なるタイプの複合減速材媒体１０３Ａ〜Ｇと比較した、図５の黒鉛減速材物質５０５を含む原子炉炉心の経時的反応性を示すグラフ６００である。グラフ６００は、時間−Ｘ軸に示す年６０１−の関数としての反応性係数−Ｙ軸に示すＫｅｆｆ６０２−によって測定すると、複合減速材媒体１０３Ａ〜Ｇのうちのいくつかは最初からより良好であり、いくつかはより劣っていることを実証している。複合減速材媒体１０３Ａ〜Ｇは、低減速物質１０４Ａ〜Ｂ及び高減速物質１０５Ａ〜Ｈの選択に応じて、黒鉛５０５よりも良好な結果又は劣った成績を示す可能性がある。寿命には、（１）燃料寿命−核燃料２００が劣化して燃え尽き、原子炉が停止する；及び（２）減速材寿命−減速材が崩壊し、原子炉が危険すぎて停止する必要があると原子炉規制当局が判断する、という２つのバージョンがある。
[0057]Ｋｅｆｆ６０２が１を下回ると、核燃料２００の初期装填量は、燃料寿命に到達している。グラフ６００は、複合減速材媒体１０３Ａ〜Ｇの減速材寿命を示しておらず、むしろ、グラフ６００は、燃料寿命を示し、複合減速材媒体１０３Ａ〜Ｇは、黒鉛減速材物質５０５と同じ程度に効果的であることを示している。グラフ６００はまた、選択した複合減速媒体１０３Ａ〜Ｇに基づいて減速を調節（即ち、増加又は減少）できることを示している。
[0058]図６には示していないが、全ての複合減速材媒体１０３Ａ〜Ｇの場合の減速材寿命は、黒鉛減速材物質５０５よりも大幅に延長され、例えば、交換することなく燃料寿命に匹敵するものとなる。黒鉛減速材物質５０５の問題は、黒鉛減速材物質を交換するために原子炉炉心１０１を開放する極めて高額な費用であり、およそ１億ドルになる可能性がある。複合減速材媒体１０３Ａ〜Ｇは、より大きな先行投資となり得るが、将来原子炉炉心１０１の黒鉛減速材物質５０５を交換するために必要な出費を抑えることとなる。最初により高価であったとしても、複合減速材媒体１０３Ａ〜Ｇは、黒鉛減速材物質５０５が必要とする減速材要素の交換を必要としないことで、将来的にはより安価となる。典型的には、低体積の恒久的外側反射体２６５（図２Ｃ参照）を除き、黒鉛減速材物質５０５を含む原子炉炉心は全て、黒鉛減速材物質５０５が損傷を受けると交換される。こうした交換は、黒鉛減速材物質５０５をより高性能の複合減速材媒体１０３で代替しない限り不可避である。
[0059]グラフ６００は、代表的な原子炉タイプ、３５Ｖ％ＳｉＣマトリックス燃料（ＦＣＭ（登録商標）核燃料）を含む小型モジュール式角柱状高温ガス冷却原子炉（ＨＴＧＲ）についての代表的計算を提示する。グラフ６００において、黒鉛減速材物質５０５は、９％濃縮ＵＯ２ＴＲＩＳＯ ＦＣＭ（登録商標）核燃料を燃料とする黒鉛減速原子炉に実装されている。示されるように、炭化ケイ素（ＳｉＣ）の吸収がより大きいため、角柱状ＨＴＧＲ原子炉炉心に実装されたいくつかのＢｅＳｉＣタイプの複合減速材媒体１０３Ａ、１０３Ｄは、原子炉炉心の寿命に許容できないほど大きな影響を与えることがある。一方、ＳｉＣの減速マトリックスの割合を低下させるか、複合減速媒体１０３Ｂ〜Ｃの多孔率を上げる、又はＴＲＩＳＯ燃料粒子の濃縮度を上げると、角柱状ＨＴＧＲにおいて黒鉛減速材物質５０５に匹敵する寿命が得られる。更に、ＭｇＯ系複合減速材媒体１０３Ｅ〜Ｇは、非常に良好な中性子性能を有することがわかる。
[0060]グラフ６００は、典型的な小型モジュール式高温ガス冷却原子炉（ＨＴＧＲ）において複合減速材を利用することの中性子への影響を提示する。具体的には、Ｋｅｆｆ６０２が炉心反応性の尺度であり、年６０１の関数として予測され、標準的な原子炉用黒鉛減速材物質５０５と比較される。多数のケースに低減速物質１０４の減速マトリックスのタイプの変数（１００％高密度ＳｉＣ、１００％高密度ＭｇＯ及び２０％多孔質ＳｉＣ）と、核燃料２００の可変ウラン濃縮度が示されている。図６の例において、核燃料２００は、炭化ケイ素マトリックス２０７の内部に埋め込まれた三重等方性被覆（ＴＲＩＳＯ）燃料粒子２０６Ａ〜Ｎの燃料コンパクト２０５で構成されている。減速マトリックスとベリリウム相の体積分率も変数である。過度に寄生的な減速材、減速性過剰で核分裂性物質に変換可能な燃料を含む溶体（反応性過剰）、及び原子炉用黒鉛減速材物質５０５と同等の一組のオプションの場合の曲線が示されている。
[0061]図７は、複合減速材媒体１０３の複合減速材ブロック２２０を作製するために実施できる方法のフローチャートである。ステップ７００で開始され、方法は、低減速物質１０４と高減速物質１０５を含む２種以上の減速材を選択して複合減速材媒体１０３を形成するステップを含む。これは、低減速物質１０４及び高減速物質１０５用の粉末を選択することを含む。一般に、低減速物質１０４は、炭化ケイ素（ＳｉＣ）１０４Ａ又は酸化マグネシウム（ＭｇＯ）１０４Ｂを含む。高減速物質１０５は、ベリリウム（Ｂｅ １０５Ｈ）、ホウ素（Ｂ）、又はそれらの化合物を含む。より具体的には、高減速物質１０５は、ホウ化ベリリウム（Ｂｅ２Ｂ １０５Ａ、Ｂｅ４Ｂ １０５Ｂ、ＢｅＢ２、若しくはＢｅＢ６）、炭化ベリリウム（Ｂｅ２Ｃ １０５Ｃ）、ジルコニウムベリライド（ＺｒＢｅ１３ １０５Ｄ）、チタンベリライド（ＴｉＢｅ１２ １０５Ｅ）、酸化ベリリウム（ＢｅＯ １０５Ｆ）、又は炭化ホウ素（１１Ｂ４Ｃ １０５Ｇ）うちの少なくとも１種を含む。
[0062]ステップ７１０に続き、方法は、低減速物質１０４に基づいて、焼結助剤と、複合減速材混合物中の焼結助剤の重量パーセント（ｗ／ｗ％若しくはｗｔ％）又は重量分率とを選択するステップを更に含む。これは、低減速物質１０４及び高減速物質１０５用の粉末の組合せに応じて、１つ又は複数の適切な焼結助剤と、重量パーセント又は分率を選択することを含む。焼結助剤は、共晶粉末であり、例えば、炭化ケイ素の場合は酸化物（例えば、イットリア及びアルミナ）であり、酸化マグネシウムの場合はリチウムである。重量パーセント又は重量分率に代えて質量パーセント又は質量分率を使用して複合減速材混合物の混合比を表すことができる。
[0063]焼結助剤は、例えば、低減速物質１０４に応じて異なる。焼結助剤には、様々な酸化物、例えば酸化イットリウムとして公知のイットリア（Ｙ２Ｏ３）、又は酸化アルミニウムとして公知のアルミナ（Ａｌ２Ｏ３）；及びリチウムが含まれる。低減速物質１０４が炭化ケイ素（ＳｉＣ）１０４Ａを含む第１の例において、焼結助剤は、イットリア（Ｙ２Ｏ３）又はアルミナ（Ａｌ２Ｏ３）を含む。この第１の例において、複合減速材混合物中の焼結助剤の選択される重量パーセント（ｗ／ｗ％）は、イットリア又はアルミナの３〜１０重量パーセント（ｗ／ｗ％）、より好ましくは４〜１０ｗ／ｗ％である。低減速物質１０４が酸化マグネシウム（ＭｇＯ）１０４Ｂを含む第２の例において、焼結助剤は、リチウムを含む。この第２の例において、複合減速材混合物中の焼結助剤の選択される重量パーセント（ｗ／ｗ％）は、リチウムの３〜１０重量パーセント（ｗ／ｗ％）である。
[0064]ステップ７２０に進むと、方法は、２種以上の減速材を、選択した焼結助剤と選択した重量パーセント（ｗ／ｗ％）で混合して、複合減速材混合物を創出するステップを更に含む。ステップ７３０が終了すると、方法は、複合減速材混合物を放電プラズマ焼結（ＳＰ）して、複合減速材媒体１０３で形成された複合減速材ブロック２２０を作製するステップを更に含む。ＳＰＳは、添加剤（例えば、焼結助剤）を使用して焼結温度を抑制し、それによってプロセスの実行に必要な処理温度と圧力を低下させる。焼結助剤は、プロセスを実行するための温度と時間を低減し、複合減速材媒体１０３の高減速物質１０５（例えば、ベリリウム及びホウ素化合物）の蒸発損失を有利に最小化する。
[0065]複合減速材混合物を放電プラズマ焼結するステップは、複合減速材混合物をマンドレルに注入するステップ；及びダイスをマンドレルに押し込んで、複合減速材混合物に処理温度と圧力を加え、複合減速材媒体１０３で形成された複合減速材ブロック２２０を作製するステップを含む。ダイスは、複合減速材混合物に処理温度と圧力を加えるピストンのようなものである。処理温度は、例えば、低減速物質１０４に応じて異なる。
[0066]低減速物質１０４が炭化ケイ素（ＳｉＣ）１０４Ａを含む、及び／又は焼結助剤がイットリア（Ｙ２Ｏ３）若しくはアルミナ（Ａｌ２Ｏ３）を含む第１の例に戻ると、処理温度は、摂氏１，４００度（℃）から摂氏１，８００度（℃）の間の範囲である。炭化ケイ素低減速マトリックス１０４ＡのＳＰＳ処理の最後に、イットリア又はアルミナは部分的に気化する。したがって、イットリア又はアルミナが複合減速材ブロック２２０中に部分的に存在することがあり、複合減速材媒体１０３におけるＳＰＳ加工後に、微量で検知可能な場合がある。
[0067]低減速物質１０４が酸化マグネシウム（ＭｇＯ）１０４Ｂを含む、及び／又は焼結助剤がリチウムを含む第２の例に戻ると、処理温度は、摂氏１，３００度（℃）から摂氏１，６００度（℃）の間の範囲である。リチウム焼結助剤は、酸化マグネシウム低減速物質１０４ＢのＳＰＳ処理の最後に完全に気化する。したがって、リチウムは、複合減速材ブロック２２０中に存在せず、典型的には検知不能である（即ち、リチウムは、一過性添加剤のように消滅する）。
[0068]電場支援焼結技術（ＦＡＳＴ）又はパルス通電焼結（ＰＥＣＳ）としても公知の放電プラズマ焼結（ＳＰＳ）は、焼結技術である。ＳＰＳの主な特性は、パルス又は非パルスＤＣ又はＡＣ電流が黒鉛ダイス、及び導電性サンプルの場合、圧粉体を直接通過することである。ジュール加熱は、圧粉体の高密度化において主要な役割を果たすことがわかっており、そのため、従来の焼結技術と比較して、より低い焼結温度でほぼ理論密度が達成される。外部発熱体によって熱が供給される従来の熱間プレスとは対照的に、発熱は内部で起こる。これによって非常に高い加熱又は冷却速度（最大毎分１，０００ケルビン）が促進されるため、焼結プロセスは非常に迅速（数分以内）である。ＳＰＳプロセスの一般的な速度は、ＳＰＳプロセスが、標準的な高密度化経路に伴う粗大化を回避しながら、ナノサイズ又はナノ構造の粉末を高密度化する可能性を有することを保証する。ＳＰＳは、磁気的、磁気電気的、圧電的、熱電気的、光学的、又は生物医学的特性が強化されたナノ粒子に基づくセラミックを調製するための良好な方法である。
[0069]図８Ａは、放電プラズマ焼結（ＳＰＳ）を利用して複合減速材ブロック２２０を作製する図７の方法の処理写真８００である。ＳＰＳ処理写真８００は、材料を放電プラズマ焼結（ＳＰＳ）して複合減速材ブロック２２０を生成する際に直流焼結（ＤＣＳ）ウィンドウを通して見たＳＰＳ手順を示す。この場合、粉末を収容する黒鉛ダイス内の黒鉛パンチ（白熱光を放っている）が図８ＡのＤＣＳウィンドウを通して示されている。ＳＰＳは、遙かに低い処理温度での作製を可能にして複合減速材ブロック２２０を迅速に生成する高度な製造技術である。低減速物質１０４の粉末と高減速物質１０５の粉末を混合し、焼結助剤を添加する。ＳＰＳは、粉末の迅速な加熱を可能にする。高減速物質１０５を封入するため、ＳＰＳ中、高減速物質１０５（例えば、ベリリウム化合物）が蒸発しないうちに低減速物質１０４を固化させて、複合減速材媒体１０３の複合減速材ブロック２２０を形成する。
[0070]複合減速材媒体１０３の処理は、比較的純粋なＳｉＣ粉末の高真空直流焼結（Ｓｉｎｔｅｒｌａｎｄ ＬＡＢＯＸ ３０１０ＫＦ）を用いて実行することができる。高密度に固められる現在の粉末には、３５〜１００ナノメートル（ｎｍ）の範囲のナノＳｉＣ粉末と、０．２〜２ミクロン（μｍ）の範囲のアチソン法によるＳｉＣ粉末とが含まれる。材料は全て、速度論的に安定しており、完全な不純物のない分散を確実にし、放電プラズマ焼結装置で冷間プレス焼結される。
[0071]図８Ｂは、図７の方法の放電プラズマ焼結（ＳＰＳ）中の時間８２５に亘る処理温度８１５と圧力（ダイス変位）８２０を示すグラフ８１０である。グラフ８１０は、ＳＰＳで処理を実行して複合減速材ブロック２２０を作製するための温度８１５、圧力８２０（例えば、ダイス変位）、及び時間８２５を示す。グラフ８１０は、ＳＰＳ手順の相対時間−温度軌跡を与え、低減速物質１０４ＡとしてのＳｉＣの場合の１，５００℃までの範囲の処理温度を示している。低減速物質１０４ＢとしてのＭｇＯの場合の処理温度は、１，３００〜１，６００℃の範囲とすることができる。低減速物質１０４、例えば炭化ケイ素（ＳｉＣ）のミル処理の実行は、炉が複合減速材ブロック２２０を作製するための２，０００℃を遙かに超える必要な温度を達成するのに数時間かかることもある。ＳＰＳ処理では、処理温度１，６００℃〜１，８００℃で、１０分で複合減速材媒体１０３の複合減速材ブロック２２０の作製が可能である。
[0072]焼結添加剤の吸湿傾向を最小限とするため、ジルコニウム又はジルコニアを添加してもよい。低減速物質１０４ＡとしてのＳｉＣの場合の処理温度は、高密度化を強化するためアルミナ又はイットリアの焼結添加剤を添加した状態で、１，４００〜１，８００℃の範囲とすることができる。
[0073]図８Ｃは、高減速物質１０５Ｃ（Ｂｅ２Ｃ）を封入する低減速物質１０４Ａ（ＳｉＣ）を示す、複合減速材媒体１０３の研磨断面のミクロンレベル写真８３０である。ミクロンレベル写真８３０は、生成された複合減速材ブロック２２０の複合減速材媒体１０３の顕微鏡像であり、高減速物質１０５Ｃの界面付近の低減速物質１０４Ａの結晶微細構造を示している。低減速物質１０４Ａの炭化ケイ素減速マトリックスは、高減速物質１０５Ｃ（Ｂｅ２Ｃ）のベリリウム材料の多孔質炭素コーティングを完全に封入（被覆）している。ベリリウムは毒性があるため、毒性のない炭化ケイ素低減速物質１０４Ａでのベリリウムの封入は、毒性のある高減速物質１０５Ｃへの曝露が排除されるため、有利である。多孔質炭素中間層は、高減速物質１０５Ｃのベリリウムにコーティングされており、したがって、炭化ケイ素低減速物質１０４Ａとの間に位置している。低減速物質１０４Ａの炭化ケイ素減速マトリックス（ＳｉＣ）は、高減速物質１０５Ｃの周囲で完全に高密度化されている。
[0074]図８Ｃのミクロンレベル写真８３０は、二相ＳｉＣマトリックス複合体（減速材の第２の相の体積分率およそ３５％）の画像を提示する。図８Ｂに図示するように、１５００℃を超える焼結が保持時間約１０分で適用され、比較的小さい（直径８ｍｍ）部分について、ほぼ完全密度のＳｉＣ減速マトリックス密度が達成された。
[0075]改良型核分裂原子炉での用途を含む、原子炉で使用するための様々な複合減速材を開示してきた。複合減速材は、例えば、低減速物質１０４（例えば、ＳｉＣ又はＭｇＯの連続体又は放射線安定マトリックス相）に含有された高減速物質１０５（例えば、ベリリウム含有相）である。低減速物質１０４の使用によってもたらされる多数の安全、経済、及び廃棄物削減上の利点を実現しつつ、高減速物質１０５の使用により、原子炉用黒鉛減速材物質５０５と同様の中性子減速を実現することができる。したがって、複合減速材は、原子炉用黒鉛減速物質５０５を代替することができ、優れた減速材寿命を有し、安全性及び廃棄物処理特性が向上している。例示的作製処理は、低減速物質１０４（例えば、炭化ケイ素と酸化マグネシウム放射線安定マトリックス）と高減速物質１０５の放電プラズマ焼結（ＳＰＳ）中の共晶粉末の使用を含む。
[0076]上記のように、原子炉炉心１０１用の、複合減速材媒体１０３で形成された複合減速材（例えば、複合減速材ブロック２２０）を作製する方法が開示される。方法は、低減速物質１０４（例えば、第１のマトリックス相）の連続体の中に高減速物質１０５（例えば、第２の捕捉相）を含む複合減速材媒体１０３（二相複合減速材）を生成することを含む。低減速物質１０４は、ＳｉＣ又はＭｇＯのいずれかである。高減速物質１０５は、ベリリウム含有化合物、例えばＢｅ２Ｃ、ＢｅＯ、又はＢｅ２Ｃ若しくはＢｅＯのシェルを持つベリリウム金属のいずれかである。低減速物質１０４と高減速物質１０５の間の中間相は、ｎ−アルファ反応によって生成されるヘリウムを吸収できる多孔質の柔軟構造である。複合減速材媒体１０３は、原子炉炉心１０１の寿命成分である。
[0077]理解されることであるが、本明細書で使用される用語及び表現は、特定の意味が本明細書において別段に示されている場合を除き、対応するそれぞれの調査及び研究の領域に関してこうした用語及び表現に与えられるような通常の意味を有する。関係語、例えば第１及び第２などは、ある実体又は作用を別のものと区別するためだけに使用されることがあり、こうした実体又は作用間に、何らかの実際のこうした関係又は順序を必ずしも必要とするものでも、含意するものでもない。「含む（ｃｏｍｐｒｉｓｅｓ）」、「含む（ｃｏｍｐｒｉｓｉｎｇ）」、「含む（ｉｎｃｌｕｄｅｓ）」、「含む（ｉｎｃｌｕｄｉｎｇ）」という用語、又はこれらの他の変形はいずれも、非排他的な包含を網羅することを意図しており、したがって、要素又はステップの列挙を含むプロセス、方法、物品、又は装置は、それらの要素又はステップのみを含むのではなく、明示的に列挙されていない、又はこうしたプロセス、方法、物品、若しくは装置に固有ではない他の要素又はステップを含んでもよい。「１つの（ａ）」又は「１つの（ａｎ）」が前置される要素は、さらなる制約を受けることなく、その要素を含むプロセス、方法、物品、又は装置にさらなる同一要素が存在することを妨げるものではない。
[0078]特に明記しない限り、以下の特許請求の範囲を含む本明細書に記載されている測定値、値、定格、位置、大きさ、サイズ、及びその他の仕様はいずれも、近似であり、正確なものではない。そうした量は、それらが関連する機能及びそれらが関係する技術において慣例的なものと整合する合理的な範囲を有することが意図されている。例えば、特に別段に明記しない限り、パラメータ値などは、記載された量から±１０％程度変動する可能性がある。
[0079]加えて、前述の詳細な説明では、開示を簡素化する目的で、様々な特徴が様々な例にまとめられていることがわかる。この開示方法は、請求された例が各請求項で明示的に記載されているよりも多くの特徴を必要とするという意図を反映するものとして解釈すべきではない。むしろ、以下の特許請求の範囲が反映するように、保護されるべき主題は、いずれかの単一の開示された例の全ての特徴に満たない中に存在する。したがって、以下の特許請求の範囲は、詳細な説明に組み込まれ、各請求項は、個別に請求される主題としてそれ自体で成立する。
[0080]上記は、最良の形態及び／又は他の例と考えられるものを説明してきたが、そこに様々な修正が行われてもよく、本明細書において開示される主題が様々な形態及び例で実施されてもよく、それらは多数の用途に適用されてもよく、その一部のみが本明細書に記載されていることが理解される。下記の特許請求の範囲によって、本概念の真の範囲内に含まれる、あらゆる修正及び変形について請求することが意図されている。

Claims (20)

  1. 燃料要素の配列；及び
    ２種以上の減速材で形成された複合減速材媒体
    を含む原子炉炉心を備え、
    前記２種以上の減速材が、低減速物質と高減速物質とを含み,
    前記高減速物質が、前記低減速物質と比較して、より高い中性子減速能を有する
    原子炉システム。
  2. 前記低減速物質が、炭化ケイ素（ＳｉＣ）又は酸化マグネシウム（ＭｇＯ）の減速マトリックスを含み；
    前記高減速物質が、前記減速マトリックス内に分散されており、ベリリウム（Ｂｅ）、ホウ素（Ｂ）、又はそれらの化合物を含む、
    請求項１に記載の原子炉システム。
  3. 前記高減速物質が、ホウ化ベリリウム（Ｂｅ２Ｂ、Ｂｅ４Ｂ、ＢｅＢ２、若しくはＢｅＢ６）、炭化ベリリウム（Ｂｅ２Ｃ）、ジルコニウムベリライド（ＺｒＢｅ１３）、チタンベリライド（ＴｉＢｅ１２）、酸化ベリリウム（ＢｅＯ）、又は炭化ホウ素（Ｂ４Ｃ）のうちの少なくとも１種を含む、請求項２に記載の原子炉システム。
  4. 前記高減速物質が前記低減速物質に封入されており、前記高減速物質が前記低減速物質の外部に露出しないようになっている、
    請求項２に記載の原子炉システム。
  5. 前記燃料要素のそれぞれが、前記複合減速材媒体及び核燃料で形成された燃料複合減速材ブロックを含み；
    前記燃料複合減速材ブロックが燃料開口部を含み；
    前記核燃料が、前記燃料開口部の内部に配置され、前記核燃料が前記複合減速材媒体によって囲まれるようになっている、
    請求項４に記載の原子炉システム。
  6. 前記燃料複合減速材ブロックが、冷却剤ガス又は液体を流すための冷却剤通路を更に含む、
    請求項５に記載の原子炉システム。
  7. 前記核燃料が、
    炭化ケイ素マトリックスの内部に埋め込まれた三重等方性被覆（ＴＲＩＳＯ）燃料粒子；又は
    黒鉛マトリックスの内部に埋め込まれた三重等方性被覆（ＴＲＩＳＯ）燃料粒子
    で構成された燃料コンパクトを含む、
    請求項５に記載の原子炉システム。
  8. 前記原子炉炉心が、前記複合減速材媒体で形成された反射体複合減速材ブロックを含む少なくとも１つの反射体領域を更に含む、
    請求項５に記載の原子炉システム。
  9. 前記原子炉炉心が、内側反射体領域と外側反射体領域とを含み；
    前記内側反射体領域が、内側反射体複合減速材ブロックを含み；
    前記外側反射体領域が、外側反射体複合減速材ブロックを含み；
    前記内側反射体複合減速材ブロックと前記外側反射体複合減速材ブロックが、前記複合減速材媒体で形成されている、
    請求項５に記載の原子炉システム。
  10. 前記燃料要素の配列が前記内側反射体領域を取り囲んでおり；
    前記外側反射体領域が前記燃料要素の配列を取り囲んでいる、
    請求項９に記載の原子炉システム。
  11. 低減速物質と高減速物質とを含む２種以上の減速材を選択して、複合減速材媒体を形成するステップ；
    前記低減速物質に基づいて、焼結助剤と、複合減速材混合物中の前記焼結助剤の重量パーセント（ｗ／ｗ％）とを選択するステップ；
    前記２種以上の減速材を、前記選択した焼結助剤と前記選択した重量パーセント（ｗ／ｗ％）で混合して、前記複合減速材混合物を創出するステップ；及び
    前記複合減速材混合物を放電プラズマ焼結して、前記複合減速材媒体で形成された複合減速材ブロックを作製するステップを含む、
    方法。
  12. 前記複合減速材混合物を放電プラズマ焼結する前記ステップが、
    前記複合減速材混合物をマンドレルに注入するステップ；及び
    ダイスを前記マンドレルに押し込んで、前記複合減速材混合物に処理温度と圧力を加え、前記複合減速材媒体で形成された前記複合減速材ブロックを作製するステップを含む、請求項１１に記載の方法。
  13. 前記低減速物質が、炭化ケイ素（ＳｉＣ）又は酸化マグネシウム（ＭｇＯ）を含み；
    前記高減速物質が、ベリリウム（Ｂｅ）、ホウ素（Ｂ）、又はそれらの化合物を含む、
    請求項１２に記載の方法。
  14. 前記高減速物質が、ホウ化ベリリウム（Ｂｅ２Ｂ、Ｂｅ４Ｂ、ＢｅＢ２、若しくはＢｅＢ６）、炭化ベリリウム（Ｂｅ２Ｃ）、ジルコニウムベリライド（ＺｒＢｅ１３）、チタンベリライド（ＴｉＢｅ１２）、酸化ベリリウム（ＢｅＯ）、又は炭化ホウ素（Ｂ４Ｃ）のうちの少なくとも１種を含む、請求項１３に記載の方法。
  15. 前記低減速物質が、炭化ケイ素（ＳｉＣ）を含み；
    前記焼結助剤が、イットリア（Ｙ２Ｏ３）又はアルミナ（Ａｌ２Ｏ３）を含む、
    請求項１３に記載の方法。
  16. 複合減速材混合物中の前記焼結助剤の選択した重量パーセント（ｗ／ｗ％）が、イットリア又はアルミナの４〜１０重量パーセント（ｗ／ｗ％）である、請求項１５に記載の方法。
  17. 前記処理温度が、摂氏１，４００度（℃）から摂氏１，８００度（℃）の間の範囲である、請求項１５に記載の方法。
  18. 前記低減速物質が、酸化マグネシウム（ＭｇＯ）を含み；
    前記焼結助剤が、リチウムを含む、
    請求項１３に記載の方法。
  19. 複合減速材混合物中の前記焼結助剤の選択した重量パーセント（ｗ／ｗ％）が、リチウムの３〜１０重量パーセント（ｗ／ｗ％）である、請求項１８に記載の方法。
  20. 前記処理温度が、摂氏１，３００度（℃）から摂氏１，６００度（℃）の間の範囲である、請求項１９に記載の方法。
JP2020561578A 2018-01-22 2019-01-22 原子炉システム用の複合減速材 Active JP7287742B2 (ja)

Applications Claiming Priority (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US201862619925P 2018-01-22 2018-01-22
US62/619,925 2018-01-22
PCT/US2019/014606 WO2019164617A2 (en) 2018-01-22 2019-01-22 Composite moderator for nuclear reactor systems
US16/254,019 2019-01-22
US16/254,019 US11264141B2 (en) 2018-01-22 2019-01-22 Composite moderator for nuclear reactor systems

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2021512334A true JP2021512334A (ja) 2021-05-13
JP7287742B2 JP7287742B2 (ja) 2023-06-06

Family

ID=67686902

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2020561578A Active JP7287742B2 (ja) 2018-01-22 2019-01-22 原子炉システム用の複合減速材

Country Status (6)

Country Link
US (2) US11264141B2 (ja)
JP (1) JP7287742B2 (ja)
KR (1) KR102561185B1 (ja)
CA (1) CA3089067A1 (ja)
RU (1) RU2020125869A (ja)
WO (1) WO2019164617A2 (ja)

Families Citing this family (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US11127508B2 (en) 2018-10-08 2021-09-21 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Nuclear thermal propulsion fuel element packing device
US11189383B2 (en) 2018-12-02 2021-11-30 Ultra Safe Nuclear Corporation Processing ultra high temperature zirconium carbide microencapsulated nuclear fuel
CA3131300A1 (en) 2019-03-19 2020-10-15 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Nuclear thermal propulsion nuclear reactor interface structure
US11942229B2 (en) 2019-04-19 2024-03-26 BWXT Advanced Technologies LLC Molten metal fuel buffer in fission reactor and method of manufacture
US11724830B2 (en) 2019-09-20 2023-08-15 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Plenum plate standoff spools for separating a pair of plenum plates in a nuclear reactor
US11289212B2 (en) 2019-09-30 2022-03-29 BWXT Advanced Technologies LLC Fission reactor with segmented cladding bodies having cladding arms with involute curve shape
CN114902374A (zh) 2019-11-08 2022-08-12 艾伯林基督大学 高熔点液体中成分的识别与量化
CN110827998B (zh) * 2019-11-21 2021-05-18 中国核动力研究设计院 一种氧化铍慢化金属冷却反应堆小型化设计方法及反应堆
US11760005B2 (en) 2019-11-27 2023-09-19 BWXT Advanced Technologies LLC Resin adhesion failure detection
WO2021150670A2 (en) * 2020-01-22 2021-07-29 The Research Foundation For The State University Of New York Ceramic matrix composites enable through metal halide assisted sintering
KR20220134690A (ko) 2020-02-07 2022-10-05 울트라 세이프 뉴클리어 코포레이션 충전 가능한 원자 배터리 및 활성화 충전 생산 방법
US20230132031A1 (en) * 2020-03-23 2023-04-27 The Research Foundation For The State University Of New York Neutron absorbing embedded hydride shield
US20220139582A1 (en) * 2020-10-29 2022-05-05 Westinghouse Electric Company Llc Devices, systems, and methods for configuring the layout of unit cell of a reactor core
WO2022271433A2 (en) * 2021-06-04 2022-12-29 Ultra Safe Nuclear Corporation Fuel-moderator inversion for safer nuclear reactors
WO2024054601A1 (en) * 2022-09-09 2024-03-14 Ultra Safe Nuclear Corporation Ordered particle fuel
CN116640975B (zh) * 2023-05-11 2024-03-12 有研资源环境技术研究院(北京)有限公司 一种钇基合金、制备方法以及应用

Citations (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3081247A (en) * 1959-03-10 1963-03-12 Balent Ralph Moderator elements for uniform power nuclear reactor
US3278454A (en) * 1964-06-04 1966-10-11 Percy P Turner Inhibition of grain growth in sintered beryllium oxide bodies
JPS6329295A (ja) * 1986-07-23 1988-02-06 株式会社日立製作所 原子炉炉心
JPS63208790A (ja) * 1987-02-25 1988-08-30 株式会社日立製作所 圧力管型原子炉とその原子炉の運転方法
CA1336357C (en) * 1989-01-27 1995-07-25 Michael S. Milgram Moderator for nuclear reactor
JP2006078401A (ja) * 2004-09-10 2006-03-23 Nuclear Fuel Ind Ltd 高温ガス炉用ペブルベット型核燃料とその製造方法
JP2006112838A (ja) * 2004-10-13 2006-04-27 Nuclear Fuel Ind Ltd 高温ガス炉用燃料コンパクトの製造方法
JP2007269621A (ja) * 2006-02-16 2007-10-18 Coi Ceramics Inc 原子力用途のための炭化ケイ素材料、前駆体及びその形成方法、及び材料を含む構造
JP2009036606A (ja) * 2007-08-01 2009-02-19 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉
JP2013024619A (ja) * 2011-07-19 2013-02-04 Fuji Electric Co Ltd 高温ガス炉の炉心拘束機構
US20150098544A1 (en) * 2013-10-09 2015-04-09 Anatoly Blanovsky Sustainable Modular Transmutation Reactor
JP2016118484A (ja) * 2014-12-22 2016-06-30 イビデン株式会社 原子炉構造物の製造方法
WO2017014230A1 (ja) * 2015-07-21 2017-01-26 日本軽金属株式会社 フッ化マグネシウム焼結体、フッ化マグネシウム焼結体の製造方法、中性子モデレータ及び中性子モデレータの製造方法
JP2017096653A (ja) * 2015-11-18 2017-06-01 株式会社東芝 核燃料コンパクト、核燃料コンパクトの製造方法、及び核燃料棒

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2816068A (en) * 1945-11-28 1957-12-10 William J Ruano Reactor control
US3100188A (en) * 1961-05-19 1963-08-06 Arthur P Fraas Reactor moderator structure
US3137657A (en) * 1962-04-11 1964-06-16 John F Quirk Ceramic product comprising sintered beryllia and bentonite and method
US3529046A (en) * 1968-06-20 1970-09-15 Atomic Energy Commission Utilizing lithium oxide and precursors as sintering aid for hot pressing beryllium oxide
US3914612A (en) 1974-08-26 1975-10-21 Us Energy Neutron source
US4251724A (en) 1978-01-23 1981-02-17 Irt Corporation Method and apparatus for determination of temperature, neutron absorption cross section and neutron moderating power
US9789335B2 (en) 2014-09-24 2017-10-17 Techno Eye Corporation MgF2—CaF2 binary system sintered body for radiation moderator and method for producing the same
KR102590954B1 (ko) * 2016-03-29 2023-10-17 울트라 세이프 뉴클리어 코포레이션 소결 조제로서 가연성 독물질로 제조된 완전 세라믹 마이크로캡슐화된 연료

Patent Citations (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3081247A (en) * 1959-03-10 1963-03-12 Balent Ralph Moderator elements for uniform power nuclear reactor
US3278454A (en) * 1964-06-04 1966-10-11 Percy P Turner Inhibition of grain growth in sintered beryllium oxide bodies
JPS6329295A (ja) * 1986-07-23 1988-02-06 株式会社日立製作所 原子炉炉心
JPS63208790A (ja) * 1987-02-25 1988-08-30 株式会社日立製作所 圧力管型原子炉とその原子炉の運転方法
CA1336357C (en) * 1989-01-27 1995-07-25 Michael S. Milgram Moderator for nuclear reactor
JP2006078401A (ja) * 2004-09-10 2006-03-23 Nuclear Fuel Ind Ltd 高温ガス炉用ペブルベット型核燃料とその製造方法
JP2006112838A (ja) * 2004-10-13 2006-04-27 Nuclear Fuel Ind Ltd 高温ガス炉用燃料コンパクトの製造方法
JP2007269621A (ja) * 2006-02-16 2007-10-18 Coi Ceramics Inc 原子力用途のための炭化ケイ素材料、前駆体及びその形成方法、及び材料を含む構造
JP2009036606A (ja) * 2007-08-01 2009-02-19 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉
JP2013024619A (ja) * 2011-07-19 2013-02-04 Fuji Electric Co Ltd 高温ガス炉の炉心拘束機構
US20150098544A1 (en) * 2013-10-09 2015-04-09 Anatoly Blanovsky Sustainable Modular Transmutation Reactor
JP2016118484A (ja) * 2014-12-22 2016-06-30 イビデン株式会社 原子炉構造物の製造方法
WO2017014230A1 (ja) * 2015-07-21 2017-01-26 日本軽金属株式会社 フッ化マグネシウム焼結体、フッ化マグネシウム焼結体の製造方法、中性子モデレータ及び中性子モデレータの製造方法
JP2017096653A (ja) * 2015-11-18 2017-06-01 株式会社東芝 核燃料コンパクト、核燃料コンパクトの製造方法、及び核燃料棒

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
YI FANG ET AL.: "Fabrication of translucent MgO ceramics using nanopowders", MATERIALS LETTERS, vol. 第58巻, JPN7022004879, 2004, pages 551 - 554, ISSN: 0004898583 *

Also Published As

Publication number Publication date
RU2020125869A (ru) 2022-02-24
CA3089067A1 (en) 2019-08-29
US20220139578A1 (en) 2022-05-05
US11264141B2 (en) 2022-03-01
US20200027587A1 (en) 2020-01-23
WO2019164617A3 (en) 2019-10-03
WO2019164617A2 (en) 2019-08-29
KR102561185B1 (ko) 2023-07-27
JP7287742B2 (ja) 2023-06-06
KR20200106551A (ko) 2020-09-14

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP7287742B2 (ja) 原子炉システム用の複合減速材
US10109378B2 (en) Method for fabrication of fully ceramic microencapsulation nuclear fuel
CN108335760B (zh) 一种高铀装载量弥散燃料芯块的制备方法
US20170200517A1 (en) Dispersion ceramic micro-encapsulated (dcm) nuclear fuel and related methods
EP2647012B1 (en) Fully ceramic nuclear fuel and related methods
CN108885907B (zh) 用可燃毒物作为烧结助剂制成的全陶瓷微封装燃料
Lee et al. Nuclear applications for ultra‐high temperature ceramics and MAX phases
US20220301732A1 (en) Nuclear reactor core architecture with enhanced heat transfer and safety
RU2627682C2 (ru) Нитридное ядерное топливо и способ его получения
US5805657A (en) Nuclear fuel elements made from nanophase materials
JP6409051B2 (ja) ウラン、ガドリニウム及び酸素で作られた新規物質及びその消耗性の中性子毒としての使用
KR102084466B1 (ko) 열전도도가 향상된 핵연료 소결체 및 이의 제조방법
EP3743926B1 (en) Composite moderator for nuclear reactor systems
KR20090110125A (ko) 금속 핵연료 입자가 봉입된 금속 시스를 포함하는금속핵연료봉 및 이의 제조방법
WO2020180400A2 (en) Sintering with sps/fast uranium fuel with or without burnable absorbers
JP6699882B2 (ja) 核燃料コンパクト、核燃料コンパクトの製造方法、及び核燃料棒
RU2767298C1 (ru) Способ обеспечения ядерной безопасности высокотемпературного реактора на быстрых нейтронах
KR101586877B1 (ko) 입자형 금속 핵연료용 펠렛 및 이의 제조방법
Carmack et al. AECL/US INERI-Development of Inert Matrix Fuels for Plutonium and Minor Actinide Management in Power Reactors--Fuel Requirements and Down-Select Report
JP2017072480A (ja) 燃料ペレット、核燃料棒、燃料集合体、及び燃料ペレットの製造方法
RU2578680C1 (ru) Микротвэл ядерного реактора
Schmidt et al. Conception and fabrication of innovative Am-based targets: The CAMIX/COCHIX experiment

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20211216

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20221012

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20221018

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20221220

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20230117

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20230329

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20230425

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20230522

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 7287742

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150