JP2022552596A - 一体型容器内中性子遮蔽体 - Google Patents
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Abstract
原子炉システムのサイズ及び質量を低減するために、一体型容器内遮蔽体は、中性子反射体及び中性子遮蔽体の役割を分離する。原子炉システムは、内壁を含む圧力容器と、圧力容器の内壁内に配置された原子炉炉心とを含む。原子炉炉心は、複数の燃料要素と、少なくとも１つの減速材要素とを含む。原子炉システムは、複数の燃料要素及び少なくとも１つの減速材要素を横方向に取り囲む複数の反射体ブロックを含む圧力容器の内側に配置された反射体を含む。原子炉システムは、反射体ブロックを取り囲むように圧力容器の内壁に配置された容器内遮蔽体を含む。容器内遮蔽体は、２種類以上の中性子吸収材料で形成される。２種類以上の中性子吸収材料は、近黒色の中性子吸収材料及び灰色の中性子吸収材料を含む。【選択図】 図１Ａ
Description
[0001]本出願は、「Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓｙｓｔｅｍ ｆｏｒ Ｐｏｗｅｒ Ｐｒｏｄｕｃｔｉｏｎ ｉｎ Ｓｐａｃｅ」と題する、２０１９年１０月４日に出願された米国仮特許出願第６２／９１０，５６１号の優先権を主張し、その全体は参照により本明細書に組み込まれる。
[0002]本出願は、「Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｒｅ Ａｒｃｈｉｔｅｃｔｕｒｅ ｗｉｔｈ Ｅｎｈａｎｃｅｄ Ｈｅａｔ Ｔｒａｎｓｆｅｒ ａｎｄ Ｓａｆｅｔｙ」と題する、２０２０年１０月４日に出願された国際出願第ＰＣＴ／ＵＳ２０２０／ＸＸＸＸＸＸ号に関し、その全体は参照により本明細書に組み込まれる。本出願はまた、「Ａｕｔｏｍａｔｉｃ Ｓｈｕｔｄｏｗｎ Ｃｏｎｔｒｏｌｌｅｒ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｓｙｓｔｅｍ ｗｉｔｈ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｄｒｕｍｓ」と題する、２０２０年１０月４日に出願された国際出願第ＰＣＴ／ＵＳ２０２０／ＸＸＸＸＸＸ号にも関し、その全体は参照により本明細書に組み込まれる。
[0003]本主題は、例えば、宇宙空間などの遠隔地域における発電及び推進力のための原子炉システム及び原子炉の例に関する。本主題はまた、容器内中性子遮蔽体（ｉｎーｖｅｓｓｅｌ ｎｅｕｔｒｏｎ ｓｈｉｅｌｄ）を含む原子炉、及び容器内中性子遮蔽体を製造する方法を含む。
[0004]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、運転中のほとんどすべての核分裂原子炉は熱型である。核分裂原子炉は、原子炉炉心内の核燃料と、核分裂が継続できるように高速中性子を減速させる減速材とを含む。典型的には、核燃料は、円筒形状の燃料コンパクト又はペレットで形成される。燃料コンパクトは、燃料ピン又はロッドに装填され、原子炉炉心内の燃料要素の多数のカラムの内部に覆われて、積み重ねられる。
[0005]原子炉炉心は、自由中性子が時間当たり一定体積内で移動する距離である、中性子フルエンス又は中性子束を増加させる。中性子フルエンスは、熱及びエネルギーを発生させるために原子炉において必要であるが、中性子フルエンス、特に高速中性子フルエンス、又は１４，０００ｋｍ／ｓ以上の速度で移動する中性子の中性子フルエンスは、物質及び人命の両方にとって非常に危険である。したがって、超高速中性子フルエンスは、原子炉炉心から遠く離れた距離で安全なレベルに、理想的には原子炉自体の外ですぐ安全な値に減少される。中性子反射体などの原子炉のいくつかの構成要素は、反射体が自由中性子を原子炉炉心に向けて戻し、それによって原子炉内の中性子フルエンスを増加させ、エネルギー効率を改善し、原子炉外側の中性子フルエンスを減少させ、周囲の領域をより安全にする、といった行為を行う。
[0006]従来の陸上用途、例えば原子力発電所のための従来の原子炉システムを構築する場合、原子炉のサイズ（例えば、空間又は体積）及び質量は主要な問題ではない。典型的には、エネルギー効率のために中性子を原子炉炉心に反射して戻すための中性子反射体の実際の厚さは、高速中性子フルエンスを原子炉の外では安全なレベルまで適切に低減するために要求される厚さよりもはるかに大きい。したがって、従来の原子炉は、原子炉外部の中性子フルエンスを低減するために、非常に厚い中性子反射体を有する傾向がある。典型的には、中性子反射体は、自由中性子を原子炉炉心に反射して戻すのに必要な最適中性子性能に要求されるものよりもはるかに厚い。本質的に、中性子反射体は、中性子遮蔽体としてさらに作用する。
[0007]しかしながら、原子炉システムのサイズ及び質量は、原子力熱推進（ＮＴＰ）、並びに宇宙空間、天体、惑星体、及び地球上の遠隔地域を含む遠隔地域用途における原子力（例えば、熱及び／又は電力）の提供にとって重要な要素である。例えば、原子炉システムの質量は、ＮＴＰ及び宇宙用途における質量当たりの発電などの性能に直接影響し、不要な製造費用を追加する恐れがある。さらに、遠隔領域用途では、より小さい（よりコンパクトな）フォームファクタは、高い発電密度で原子炉の運転を可能にしながら、建設費を低減し、輸送性を高める。したがって、空間非効率的な中性子遮蔽体としての中性子反射体の従来の実施態様に対する改善が必要とされている。
[0008]本明細書に開示される様々な例は、宇宙又は陸上用途の両方に対する原子炉システムのための原子力技術に関する。原子炉システム１００は、好適には、中性子反射体及び中性子遮蔽体の役割を分離し、しかも最適な中性子性能を得るために、一体型容器内遮蔽体１０５を実装することによって、原子炉１０７のサイズ及び質量を低減する。一体型容器内遮蔽体１０５は、原子炉１０７の圧力容器１６０内に放射線遮蔽をもたらし、それは原子炉システム１００の質量の低減を可能にし、空間及び質量効率の良い中性子遮蔽を達成する。
[0009]一体型容器内遮蔽体１０５は、以下の利点を有する。第１に、容器内遮蔽体１０５は、圧力容器１６０と活性原子炉炉心１０１との間に要求される距離、したがって圧力容器１６０の全体サイズを縮小する。例えば、容器内遮蔽体１０５は、より薄い反射体１４０及び全体的により小さい圧力容器１６０を可能にする。従来の中性子反射体は、圧力容器１６０の直径を不必要に増大させ、圧力容器１６０の直径を大きくし、これは製造がより高価であり、輸送及びフィールドが困難である。第２に、容器内遮蔽体１０５は、圧力容器１６０への高速流束を減少させることによって圧力容器１６０の寿命を延ばす。第３に、容器内遮蔽体１０５は、原子炉炉心１０１の外側の放射化を低減し、したがって原子炉１０７を設置しやすくする。第４に、容器内遮蔽体１０５は、既に構築された原子炉１０７又は新しい原子炉１０７の設計に組み込まれ（例えば、後付けされ）得る。
[0010]飛躍的性能を達成するために、容器内遮蔽体１０５は、原子炉１０７の圧力容器１６０の内側に見られる放射線環境及び熱環境を乗り切るように、近黒色（ｎｅａｒ ｂｌａｃｋ）の中性子吸収材料及び灰色の中性子吸収材料を含む。容器内遮蔽体１０５の製造には、高度な３Ｄ印刷及び放電プラズマ焼結法を使用することができる。容器内遮蔽体１０５は、近黒色の中性子吸収材料及び灰色の中性子吸収材料を圧力容器１６０の内側の内壁１３３上への配置によく適したインターロッキング幾何学形状パターンに成形し、中性子流路を除去する複数の容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎとして成形される。容器内遮蔽体１０５は、容積が制約された原子炉１０７内の圧力容器１６０への高速フルエンスを制限する問題を解決し、外側で圧力容器１６０への高速流束を減少させる。容器内遮蔽体１０５は、原子炉１０７の周囲の放射線場を低減し、次に原子炉１０７の周囲の区域の放射化を低減し、設置を容易にする。
[0011]例示的な原子炉システム１００は、内壁１３３を含む圧力容器１６０と、圧力容器１６０の内壁１３３内に配置された原子炉炉心１０１とを含む。原子炉炉心１０１は、複数の燃料要素１０４Ａ～Ｎと、少なくとも１つの減速材要素１０３とを含む。原子炉システム１００は、複数の燃料要素１０４Ａ～Ｎ及び少なくとも１つの減速材要素１０３を横方向に取り囲む複数の反射体ブロック１４１Ａ～Ｎを含む圧力容器内に配置された反射体１４０を含む。原子炉システム１００は、反射体ブロック１４１Ａ～Ｎを取り囲むように圧力容器１６０の内壁１３３に配置された容器内遮蔽体１０５を含む。容器内遮蔽体１０５は、２種類以上の中性子吸収材料で形成される。２種類以上の中性子吸収材料は、近黒色の中性子吸収材料及び灰色の中性子吸収材料を含む。
[0012]例示的な方法は、容器内遮蔽体１０５を形成するために２種類以上の中性子吸収材料を選択することを含む（ブロック６１０）。２種類以上の中性子吸収材料は、近黒色の中性子吸収材料及び灰色の中性子吸収材料を含む。方法は、近黒色の中性子吸収材料を共晶焼結してセラミック吸収粉末を製作することをさらに含む（ブロック６１５）。方法は、灰色の中性子吸収材料とセラミック吸収粉末とを動的に混合して容器内遮蔽混合物を作成することをさらに含む（ブロック６２０）。方法は、容器内遮蔽混合物を容器内遮蔽体１０５に冷間加圧焼結することをさらに含む（ブロック６２５）。
[0013]例のさらなる目的、利点及び新規な特徴は、以下の説明に部分的に記載され、以下及び添付の図面を検討することによって当業者に部分的に明らかになるか、又は例の作製又は作業によって習得され得る。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、手段及び組み合わせによって実現及び達成され得る。
[0014]図面は、限定ではなく例としてのみ、１つ又は複数の実施態様を示す。図において、同様の参照符号は、同一又は同様の要素を指す。
[0024]
１００ 原子炉システム
１０１ 原子炉炉心
１０１Ａ～Ｂ 原子炉炉心
１０２Ａ～Ｎ 絶縁体要素
１０３Ａ～Ｎ 減速材要素
１０４Ａ～Ｎ 燃料要素
１０５ 反射体
１０５ 容器内遮蔽体
１０７ 原子炉
１０７Ａ～Ｋ 原子炉炉心
１１２ 絶縁体要素アレイ
１１３ 減速材要素アレイ
１１４ 核燃料タイルアレイ
１１５Ａ～Ｎ 制御ドラム
１１６ 反射体材料
１１７ 吸収体材料
１１８Ａ～Ｎ 制御棒
１３１Ａ～Ｎ 容器内遮蔽タイル
１３２ 容器内遮蔽ライナ
１３３ 内壁
１４０ 反射体
１４１Ａ～Ｎ 反射体ブロック
１６０ 圧力容器
２００ 全体的な遮蔽厚グラフ
２０５Ａ～Ｋ 容器内遮蔽体としての全体的な遮蔽の割合
２０６Ａ～Ｋ 総厚
２１０Ａ～Ｋ 容器内遮蔽体の厚さ
２１１Ａ～Ｋ 反射体の厚さ
３００ 原子炉炉心の逓減グラフ
３０１Ａ～Ｂ 原子炉炉心アーキテクチャ
３０５ 寿命
３０５Ａ～Ｂ 寿命
３１０ Ｋ－有効
４００ 容器内遮蔽体材料最適化図
４０１ 短寿命
４０２ 中寿命
４０３ 長寿命
４０５ 費用
４０６ 圧力容器高速中性子フルエンスの低減
４１１ 短いパレートフロント
４１２ 中間のパレートフロント
４１３ 長いパレートフロント
５００ 容器内遮蔽体材料選択方法
６００ 容器内遮蔽方法
６０１ 容器内遮蔽体製造
６０２ 容器内遮蔽体の設計及び設置
１００ 原子炉システム
１０１ 原子炉炉心
１０１Ａ～Ｂ 原子炉炉心
１０２Ａ～Ｎ 絶縁体要素
１０３Ａ～Ｎ 減速材要素
１０４Ａ～Ｎ 燃料要素
１０５ 反射体
１０５ 容器内遮蔽体
１０７ 原子炉
１０７Ａ～Ｋ 原子炉炉心
１１２ 絶縁体要素アレイ
１１３ 減速材要素アレイ
１１４ 核燃料タイルアレイ
１１５Ａ～Ｎ 制御ドラム
１１６ 反射体材料
１１７ 吸収体材料
１１８Ａ～Ｎ 制御棒
１３１Ａ～Ｎ 容器内遮蔽タイル
１３２ 容器内遮蔽ライナ
１３３ 内壁
１４０ 反射体
１４１Ａ～Ｎ 反射体ブロック
１６０ 圧力容器
２００ 全体的な遮蔽厚グラフ
２０５Ａ～Ｋ 容器内遮蔽体としての全体的な遮蔽の割合
２０６Ａ～Ｋ 総厚
２１０Ａ～Ｋ 容器内遮蔽体の厚さ
２１１Ａ～Ｋ 反射体の厚さ
３００ 原子炉炉心の逓減グラフ
３０１Ａ～Ｂ 原子炉炉心アーキテクチャ
３０５ 寿命
３０５Ａ～Ｂ 寿命
３１０ Ｋ－有効
４００ 容器内遮蔽体材料最適化図
４０１ 短寿命
４０２ 中寿命
４０３ 長寿命
４０５ 費用
４０６ 圧力容器高速中性子フルエンスの低減
４１１ 短いパレートフロント
４１２ 中間のパレートフロント
４１３ 長いパレートフロント
５００ 容器内遮蔽体材料選択方法
６００ 容器内遮蔽方法
６０１ 容器内遮蔽体製造
６０２ 容器内遮蔽体の設計及び設置
[0025]以下の詳細な説明では、関連する教示の完全な理解を提供するために、例として多数の具体的な詳細が記載される。しかしながら、本教示がそのような詳細なしで実施され得ることは、当業者には明らかであるはずである。他の例では、周知の方法、手順、構成要素、及び／又は回路は、本教示の態様を不必要に不明瞭にすることを避けるために、詳細なしに比較的高レベルで説明されている。
[0026]本明細書で使用される「結合された」という用語は、任意の論理的又は物理的接続を指す。別段の記載がない限り、結合された要素又は装置は、必ずしも互いに直接連結されている必要はなく、中間構成要素、要素などによって分離されてもよい。
[0027]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任意の、及びすべての測定値、値、定格、位置、大きさ、サイズ、角度、及び他の仕様は、近似的であり、正確ではない。そのような量は、それらが関連する機能及びそれらが関連する技術分野で慣用的なものと一致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、特に明記しない限り、パラメータ値などは、記載された量から±５％程度又は±１０％程度変動し得る。「およそ」又は「実質的に」という用語は、パラメータ値などが記載された量から±１０％まで変動することを意味する。
[0028]任意の図面に示されているような、原子炉炉心１０１、原子炉１０７、関連する構成要素、及び／又は容器内遮蔽体１０５を組み込んだ任意の原子炉システム１００の向きは、例示及び説明の目的のため例としてのみ与えられている。特定の原子炉システム１００の動作において、原子炉１０７は、原子炉１０７の特定の用途に適した任意の他の方向、例えば直立、横方向、又は任意の他の向きに配向されてもよい。また、本明細書で使用される範囲で、横方向、長手方向、上、下、上方、下方、上部、底部、及び側面などの任意の方向を示す用語は、例としてのみ使用され、本明細書で別途説明されるように構築された任意の原子炉１０７又は原子炉１０７の構成要素の方向又は向きに関して限定するものではない。ここで、添付の図面に示され、以下で説明される例を詳細に参照する。
[0029]図１Ａは、原子炉システム１００の性能を向上させるための容器内遮蔽体１０５を含む圧力容器１６０の断面を示す斜視図である。図１Ａに示すように、原子炉システム１００は、原子炉１０７を含む。原子炉１０７は、内壁１３３を含む圧力容器１６０を含む。
[0030]図１Ｂは、原子炉システム１００の原子炉炉心１０１の断面図である。原子炉システム１００は、原子炉炉心１０１を含み、原子炉炉心１０１は、圧力容器１６０の内壁１３３内に配置される。一般に、原子炉炉心１０１は、複数の燃料要素１０４Ａ～Ｎと、少なくとも１つの減速材要素１０３とを含む。図１Ｂの実施態様では、複数の燃料要素１０４Ａ～Ｎは、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの核燃料タイルアレイ１１４として配置され、原子炉炉心１０１は、複数の減速材要素１０３Ａ～Ｎを含む。第２の例では、原子炉炉心１０１は、図３～図４に記載された原子炉炉心１１０、及びその全体が参照により本明細書に組み込まれる、２０２０年５月５日に発行された「Ｐａｓｓｉｖｅ Ｒｅａｃｔｉｖｉｔｙ Ｃｏｎｔｒｏｌ ｏｆ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｔｈｅｒｍａｌ Ｐｒｏｐｕｌｓｉｏｎ Ｒｅａｃｔｏｒｓ」と題する、ワシントン州シアトルのＵｌｔｒａ Ｓａｆｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎへの米国特許第１０，６４３，７５４号明細書の関連する本文のように実装することができる。第２の例では、燃料要素１０４Ａ～Ｎは、燃料要素３１０Ａ～Ｎと同様に実装することができ、減速材要素１０３Ａ～Ｎは、図３～図４及び米国特許第１０，６４３，７５４号の関連する本文に記載されたタイチューブ３２０Ａ～Ｎと同様に実装することができる。
[0031]第３の例では、原子炉炉心１０１は、図２Ｃに記載された原子炉炉心１０１及びその全体が参照により本明細書に組み込まれる、「Ｃｏｍｐｏｓｉｔｅ Ｍｏｄｅｒａｔｏｒ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｓｙｓｔｅｍｓ」と題する、２０２０年１月２３日に公開された、ワシントン州シアトルのＵｌｔｒａ Ｓａｆｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎへの米国特許公開第２０２０／００２７５８７号明細書の本文と同様に実装することができる。第３の例では、燃料要素１０４Ａ～Ｎは、燃料要素１０２Ａ～Ｎと同様に実装することができ、減速材要素１０３Ａ～Ｎは、図２Ｃ及び米国特許公開第２０２０／００２７５８７号明細書の関連する本文に記載の複合減少ブロックと同様に実装することができる。
[0032]図１Ｂにさらに示すように、原子炉１０７は、圧力容器１６０の内部に配置された反射体１４０（例えば、外側反射体領域）を含む。反射体１４０は、複数の燃料要素１０４Ａ～Ｎ及び少なくとも１つの減速材要素１０３を横方向に取り囲む複数の反射体ブロック１４１Ａ～Ｎを含む。図１Ａに示すように、原子炉１０７は、反射ブロック１４１Ａ～Ｎを取り囲むように圧力容器１６０の内壁１３３上に配置された容器内遮蔽体１０５を含む。
[0033]容器内遮蔽体１０５は、２種類以上の中性子吸収材料で形成される。２種類以上の中性子吸収材料は、近黒色の中性子吸収材料及び灰色の中性子吸収材料を含む。近黒色の中性子吸収材料は、複合セラミック材料を含む。灰色の中性子吸収材料は、重金属材料を含む。複合セラミック材料及び重金属材料は、容器内遮蔽体を形成する。複合セラミック材料は、炭化ホウ素（Ｂ４Ｃ）、炭化ハフニウム（ＨｆＣ）、又は酸化ガドリニウム（Ｇｄ２Ｏ３）を含む。複合セラミック材料は、酸化アルミニウム（Ａｌ２Ｏ３）又は炭化ケイ素（ＳｉＣ）をさらに含むことができる。重金属材料は、タングステン（Ｗ）、鉄（Ｆｅ）、ニッケル（Ｎｉ）、又は銅（Ｃｕ）を含む。
[0034]より具体的には、複合セラミック材料は、炭化ホウ素－１０（１０Ｂ４Ｃ）、５０重量％の炭化ホウ素－１０の炭化ホウ素－１０と酸化アルミニウムとの複合体（１０Ｂ４Ｃ－Ａｌ２Ｏ３）、５０重量％の炭化ホウ素－１０の炭化ホウ素－１０と炭化ケイ素との複合体（１０Ｂ４Ｃ－ＳｉＣ）、又は５重量％のホウ素－１０のホウ酸化ステンレス鋼合金を含むことができる。重金属材料は、９０重量％以上のタングステン含有量を有する噴霧化タングステン重金属を含む。複合セラミック材料は、平均粒径が約８０ナノメートル～約１００ミクロンの複数の複合セラミック粒子を含むことができる。複数の複合セラミック粒子は、重金属材料の重金属マトリックスの内側に埋め込まれて、容器内遮蔽体１０５を形成することができる。
[0035]容器内遮蔽体１０５は、内壁１３３を裏打ちするのに適した形状、例えばチューブ又はパイプ形状である容器内遮蔽ライナ１３２として一体的に（例えば、１つの構成要素、部分、又は部品として）形成することができる。代替で、容器内遮蔽体１０５は、別個に形成され、次いで互いに連結されるいくつかの構成要素として形成される。したがって、図１Ｂに示すように、容器内遮蔽体１０７は、容器内遮蔽ライナ１３２を形成するように互いに接合された複数の容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎとして形成される。複数の容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎは、容器内遮蔽体１０５を形成するように内壁１３３上に（例えば、取り付けられて）配置される。
[0036]容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎは、耐膨張性があり、中性子流路を低減する。容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎは、特に原子炉システム１００用に設計することができる組成及び幾何学形状を有し、例えば、複数の容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎは、インターロッキング幾何学形状パターンを有する底面形状を含む。図１Ａでは、容器内遮蔽体１０５は、底面形状を有する容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎで構成されている。複数の容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎのすべて又はサブセットは、内壁１３３の曲率に一致するように湾曲多面体形状又はその切頭部分とすることができる。容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎはまた、内壁１３３の表面（複数可）の輪郭（複数可）（例えば、曲率）に一致するように適合するように成形される。図１Ｂでは、容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎは、３次元空間では湾曲六角柱又は２次元空間では湾曲六角形として成形される。容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎは、３次元空間では別の多面体形状（例えば、三角柱又は直方体）、あるいは２次元空間では円形、楕円形、正方形、長方形、三角形、又は別の多角形形状であり得る。
[0037]内壁１３３は、円柱を形成する丸みを帯びた、非球面、又は球面、あるいは例えば、双曲面、円錐、楕円、放物面などの二次面を形成する他の円錐面、などの連続面から形成することができる。代替で、又は追加で、内壁１３３は、複数の不連続面（例えば、直方体又は他の多面体を形成する）から形成することができる。本明細書で使用する場合、「不連続」とは、面全体が、内壁１３３の連続的な丸い（例えば、円形又は楕円形）周囲を形成しないことを意味する。図１Ａでは、示されている内壁１３３の一部分は、丸みを帯びた連続面である。複数の容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎのインターロッキング幾何学形状パターンは、内壁１３３の連続面又は不連続面を覆い、集合的に容器内遮蔽ライナ１３２を形成するように接合される。
[0038]ここで図１Ｂに戻ると、原子炉１０７は、制御された原子核連鎖反応が起こり、エネルギーが放出される原子炉炉心１０１を含む。原子炉炉心１０１内の中性子連鎖反応は、各核分裂原子核からの単一の中性子が別の原子核の分裂をもたらし、危険であり、連鎖反応は制御されなければならない。制御された核分裂を持続することにより、原子炉システム１００は熱エネルギーを生成する。例示的な実施態様では、原子炉システム１００は、ガス冷却高温原子炉１０７として実装される。しかしながら、容器内遮蔽体１０５を備えた原子炉システム１００は、大型実用向け規模の原子炉、ヒートパイプ原子炉、溶融塩冷却型原子炉、塩中燃料原子炉（ｆｕｅｌ－ｉｎ－ｓａｌｔ ｎｕｃｌｅａｒ ｒｅａｃｔｏｒ）、ナトリウム冷却型高速原子炉において、質量及びサイズを低減し、質量当たりの発電を向上させることにより、飛躍的性能を実現することができる。例えば、容器内遮蔽体１０５は、ガス冷却黒鉛減速原子炉、ガス冷却黒鉛減速原子炉よりも高温の熱中性子束を有するフッ化物塩冷却高温原子炉、又はガス冷却黒鉛減速原子炉よりも高速の中性子束を有するナトリウム高速原子炉などの原子炉システム１００に含まれ得る。
[0039]図示の例では、原子力熱推進（ＮＴＰ）システムなどの原子炉炉心１０１を有する原子炉システム１００は、宇宙環境で利用される。一体型容器内遮蔽体１０５を実装することができる例示的なＮＴＰシステムは、図１及び図２並びにその全体が参照により本明細書に組み込まれる、「Ｐａｓｓｉｖｅ Ｒｅａｃｔｉｖｉｔｙ Ｃｏｎｔｒｏｌ ｏｆ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｔｈｅｒｍａｌ Ｐｒｏｐｕｌｓｉｏｎ Ｒｅａｃｔｏｒｓ」と題する、２０２０年５月５日に発行された、ワシントン州シアトルのＵｌｔｒａ Ｓａｆｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎへの米国特許第１０，６４３，７５４号の関連する本文に記載されている。例えば、容器内遮蔽体１０５を含む原子炉システム１００は、原子核熱ロケット原子炉、原子核電気推進原子炉、火星表面原子炉、又は月面原子炉であり得る。
[0040]そのようなＮＴＰシステム（例えば、小型宇宙原子炉）では、生成された推力は、ロケット、ドローン、無人航空機（ＵＡＶ）、航空機、宇宙船、ミサイルなどの原子炉炉心１０１を収容する、原子炉炉心１０１と一体的に形成される、原子炉炉心に連結する、又は原子炉炉心に取り付ける車両を推進する。典型的には、これは、原子炉炉心１０１からの熱エネルギーを利用することによって、推進剤、典型的には低分子量水素を２，６００°ケルビンを越えて加熱することによって行われる。追加で、ＮＴＰ原子炉システム１００は、潜水艦又は船舶の推進に使用することができる。
[0041]上述したように、原子炉システム１００はまた、例えば、宇宙空間、天体、惑星体、及び地球上の遠隔地域を含む遠隔地域用途のために原子力（例えば、熱及び／又は電力）を提供するための陸上用途の原子力発電所であり得る。容器内遮蔽体１０５を実装することができる例示的な陸上用途原子炉システムは、図１及びその全体が参照により本明細書に組み込まれる、「Ｃｏｍｐｏｓｉｔｅ Ｍｏｄｅｒａｔｏｒ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｓｙｓｔｅｍｓ」と題する、２０２０年１月２３日に公開された、ワシントン州シアトルのＵｌｔｒａ Ｓａｆｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎへの米国特許公開第２０２０／００２７５８７号明細書の関連する本文に記載されている。例えば、原子炉システム１００は、短期的な宇宙作業用の小型商用核分裂発電システム、月着陸機、又は高出力宇宙船及び現場資源利用などの大規模な地上作業用の商用核分裂発電システムとすることができる。別の例では、容器内遮蔽体１０５を有する原子炉システム１００は、惑星表面での電力生成のために宇宙炉で利用される。
[0042]原子炉システム１００はまた、核分裂表面発電（ＦＳＰ）システム用の原子力電気推進（ＮＥＰ）システムなどの地上発電システムであり得る。ＮＥＰは、ロボット及び有人宇宙船用のホール効果スラスタなどの電気スラスタに動力を供給する。ＦＳＰは、月や火星などの惑星体に電力を供給する。ＮＥＰ及びＦＳＰの発電用途では、原子炉システム１００は、電力変換システム（例えば、Ｂｒａｙｔｏｎ）を介して作動流体（例えば、Ｈｅ、ＨｅＸｅ、Ｎｅ、ＣＯ２）を加熱して電気を生成する。さらに、ＮＥＰ及びＦＳＰの発電用途では、原子炉システム１００は推進剤を含まず、むしろ電力を生成するときに原子炉入口を通過する作動流体を含む。ＮＥＰ及びＦＳＰの発電用途では、減速材要素１０３Ａ～Ｎは、作動流体が燃料要素１０４Ａ～Ｎを通過する前に、原子炉入口作動流体（例えば、復熱器から出る流れ）を介して冷却することができる。
[0043]核燃料タイル１０４Ａ～Ｎとして示されている燃料要素１０４Ａ～Ｎの各々は、核燃料を含む。核燃料は、高温マトリックスの内部に埋め込まれた三構造等方性（ｔｒｉｓｔｒｕｃｔｕｒａｌ－ｉｓｏｔｒｏｐｉｃ：ＴＲＩＳＯ）燃料粒子などのコーティングされた燃料粒子で構成される燃料コンパクトを含む。いくつかの実施態様では、核燃料は、高温マトリックスの内部に埋め込まれた二構造等方性（ＢＩＳＯ）燃料粒子で構成される燃料コンパクトを含む。高温マトリックスは、炭化ケイ素、炭化ジルコニウム、炭化チタン、炭化ニオブ、タングステン、モリブデン、又はそれらの組み合わせを含む。ＴＲＩＳＯ燃料粒子の各々は、多孔質炭素バッファ層、内側熱分解炭素層、二元炭化物層（例えば、ＳｉＣのセラミック層又は高融点金属炭化物層）、及び外側熱分解炭素層によって取り囲まれた燃料核を含むことができる。ＴＲＩＳＯ燃料粒子の高融点金属炭化物層は、炭化チタン（ＴｉＣ）、炭化ジルコニウム（ＺｒＣ）、炭化ニオブ（ＮｂＣ）、炭化タンタル、炭化ハフニウム、ＺｒＣ－ＺｒＢ２複合材、ＺｒＣ－ＺｒＢ２－ＳｉＣ複合材、又はそれらの組み合わせのうちの少なくとも１つを含むことができる。高温マトリックスは、ＴＲＩＳＯ燃料粒子の二元炭化物層と同じ材料で形成することができる。
[0044]円筒形状の核燃料コンパクトを形成するために炭化ケイ素マトリックス中に分散されたＴＲＩＳＯ燃料粒子の説明は、ワシントン州シアトルのＵｌｔｒａ Ｓａｆｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎの以下の特許及び特許公開、「Ｆｕｌｌｙ Ｃｅｒａｍｉｃ Ｎｕｃｌｅａｒ ｆｕｅｌ ａｎｄ Ｒｅｌａｔｅｄ Ｍｅｔｈｏｄｓ」と題する２０１６年３月２９日交付の米国特許第９，２９９，４６４号明細書、「Ｆｕｌｌｙ Ｃｅｒａｍｉｃ Ｍｉｃｒｏ－ｅｎｃａｐｓｕｌａｔｅｄ（ＦＣＭ）ｆｕｅｌ ｆｏｒ ＣＡＮＤＵ ａｎｄ Ｏｔｈｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒｓ」と題する２０１８年７月２４日交付の米国特許第１０，０３２，５２８号明細書、「Ｍｅｔｈｏｄ ｆｏｒ Ｆａｂｒｉｃａｔｉｏｎ ｏｆ Ｆｕｌｌｙ Ｃｅｒａｍｉｃ Ｍｉｃｒｏｅｎｃａｐｓｕｌａｔｉｏｎ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｆｕｅｌ」と題する２０１８年１０月２３日交付の米国特許第１０，１０９，３７８号明細書、「Ｄｉｓｐｅｒｓｉｏｎ Ｃｅｒａｍｉｃ Ｍｉｃｒｏ－ｅｎｃａｐｓｕｌａｔｅｄ（ＤＣＭ）Ｎｕｃｌｅａｒ Ｆｕｅｌ ａｎｄ Ｒｅｌａｔｅｄ Ｍｅｔｈｏｄｓ」と題する２０１７年４月１１日交付の米国特許第９，６２０，２４８号明細書及び２０１９年１１月１２日交付の米国特許第１０，４７５，５４３号明細書、「Ｃｏｍｐｏｓｉｔｅ Ｍｏｄｅｒａｔｏｒ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｓｙｓｔｅｍｓ」 と題する２０２０年１月２３日公開の米国特許公開第２０２０／００２７５８７号明細書、「Ｎｕｃｌｅａｒ Ｆｕｅｌ Ｐａｒｔｉｃｌｅ Ｈａｖｉｎｇ ａ Ｐｒｅｓｓｕｒｅ Ｖｅｓｓｅｌ Ｃｏｍｐｒｉｓｉｎｇ Ｌａｙｅｒｓ ｏｆ Ｐｙｒｏｌｙｔｉｃ Ｇｒａｐｈｉｔｅ ａｎｄ Ｓｉｌｉｃｏｎ Ｃａｒｂｉｄｅ」と題する２０２０年２月２５日交付の米国特許第１０，５７３，４１６号明細書に提供されており、その全体が参照により本明細書に組み込まれる。これらのＵｌｔｒａ Ｓａｆｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎの特許に記載されているように、核燃料は、円筒形状の燃料コンパクトを作成するために炭化ケイ素マトリックスの内側に埋め込まれたＴＲＩＳＯ燃料粒子からなる円筒形状燃料コンパクト又はペレットを含むことができる。
[0045]図示のように、原子炉炉心１０１は、絶縁体要素１０２Ａ～Ｎの絶縁体要素アレイ１１２と、減速材要素１０３Ａ～Ｎの減速材要素アレイ１１３とを含む。絶縁体要素１０２Ａ～Ｎは、熱伝導率の低い高温断熱材料で形成されている。高温断熱材料は、低密度炭化物、金属炭化物、金属酸化物、又はそれらの組み合わせを含むことができる。より具体的には、高温断熱材料には、低密度ＳｉＣ、安定化酸化ジルコニウム、酸化アルミニウム、低密度ＺｒＣ、低密度炭素、又はこれらの組み合わせが挙げられる。減速材要素１０３Ａ～Ｎは、低温固相減速材で形成されている。低温固相減速材は、ＭｇＨｘ、ＹＨｘ、ＺｒＨｘ、ＣａＨｘ、ＺｒＯｘ、ＣａＯｘ、ＢｅＯｘ、ＢｅＣｘ、Ｂｅ、濃縮炭化ホウ素、１１Ｂ４Ｃ、ＣｅＨｘ、ＬｉＨｘ、又はそれらの組み合わせを含む。
[0046]ＮＴＰ、ＮＥＰ、又はＦＳＰ原子炉システム１００では、原子炉１０７は、複数の制御ドラム１１５Ａ～Ｎ及び反射体１４０を含むことができる。制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、制御ドラム１１５Ａ～Ｎを回転させることによって原子炉炉心１０１の反応度を変化させるために、絶縁体要素１０２Ａ～Ｎの絶縁体要素アレイ１１２、減速材要素１０３Ａ～Ｎの減速材要素アレイ１１３、及び核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの核燃料タイルアレイ１１４を横方向に取り囲むことができる。図示のように、制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、圧力容器１６０の周囲又は周辺に存在し、原子炉炉心１０１の絶縁体要素１０２Ａ～Ｎ、減速材要素１０３Ａ～Ｎ、及び核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの周りに円周方向に位置付けられる。制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、反射体１４０の区域、例えば、原子炉炉心１０１を直接取り囲む反射体ブロック１４１Ａ～Ｎで形成された外側反射体領域に配置されて、動作中に中性子集団及び原子炉発電レベルを選択的に調整することができる。例えば、制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、円筒形状とすることができ、第１の外面上の反射体材料１１６（例えば、ベリリウム（Ｂｅ）、酸化ベリリウム（ＢｅＯ）、ＢｅＳｉＣ、ＢｅＭｇＯ、Ａｌ２Ｏ３など）及び第２の外面上の吸収体材料１１７の両方から形成することができる。
[0047]反射体材料１１６及び吸収体材料１１７は、制御ドラム１１５Ａ～Ｎの円筒形状の対向する両側、例えば外周の部分にあり得る。反射体材料１１６は、円筒又はその切頭部分として成形された反射体基板を含むことができる。吸収体材料１１７は、吸収体プレート又は吸収体コーティングを含むことができる。吸収体プレート又は吸収体コーティングは、制御ドラム１１５Ａ～Ｎのそれぞれの円筒形状を形成するように反射体基板上に配置される。例えば、吸収体プレート又は吸収体コーティングは、反射体材料で形成された反射体基板を覆い、制御ドラム１１５Ａ～Ｎを形成する。
[0048]図示の円筒形状の制御ドラム１１５Ａ～Ｎを回転させると、制御ドラム１１５Ａ～Ｎの吸収体材料１１７（例えば、炭化ホウ素、Ｂ４Ｃ）の原子炉炉心１０１への近接度が変化し、中性子反射量が変化する。反射体材料１１６が原子炉炉心１０１に向かって内向きであり、吸収体材料１１７が外向きである場合、中性子は散乱されて原子炉炉心１０１内に戻って（反射されて）、より多くの核分裂を引き起こし、原子炉炉心１０１の反応度を高める。吸収体材料１１７が原子炉炉心１０１に向かって内向きであり、反射体材料１１６が外向きであるとき、中性子が吸収され、さらなる核分裂が停止して原子炉炉心１０１の反応性が低下する。陸上用途では、原子炉炉心１０１は、多くの中性子をそれ自体が核分裂することなく吸収することができるホウ素、銀、インジウム、及びカドミウムなどの化学元素で構成された制御棒１１８Ａ～Ｎ（図１Ｄ参照）を含むことができる。
[0049]例えば、外側反射体領域として示される中性子反射体１４０は、最も外側の核燃料タイル１０４Ａ～Ｎと制御ドラム１１５Ａ～Ｎとの間、並びに制御ドラム１１５Ａ～Ｎの周りに配置された充填要素であり得る。反射体１４０は、最も外側の核燃料タイル１０４Ａ～Ｎと任意選択のバレル（例えば、ベリリウムから形成される）との間に配置された減速材から形成することができる。反射体１４０は、六角形又は部分的に六角形状の充填材要素を含むことができ、中性子減速材（例えば、酸化ベリリウム、ＢｅＯ）から形成することができる。必須ではないが、原子炉１０７は、原子炉炉心１０１の絶縁体要素アレイ１１２、減速材要素アレイ１１３、核燃料タイルアレイ１１４、並びに反射体１４０を含む束ねられた集合体を取り囲む任意選択のバレル（図示せず）を含むことができる。図示するように、制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、圧力容器１６０の周囲に存在し、例えば、反射体１４０を形成する充填要素（例えば、反射体ブロック１４１Ａ～Ｎ）のサブセットを取り囲むように、反射体１４０内に点在される又は配置されることができる。
[0050]圧力容器１６０は、アルミニウム合金、炭素複合材、チタン合金、放射弾性ＳｉＣ複合材、ニッケル基合金（例えば、Ｉｎｃｏｎｅｌ（商標）又はＨａｙｎｅｓ（商標））、又はそれらの組み合わせで形成することができる。圧力容器１６０及び原子炉システム１００は、減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎを通って流れる減速材冷却剤を移送するシリンダ、配管、及び貯蔵タンク、並びに燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎを通って流れる推進剤（例えば、水素ガス又は液体）などの別個の核燃料冷却剤を含む他の構成要素から構成することができる。減速材冷却剤及び核燃料冷却剤は、例えば、ＮＴＰ原子炉システム１００における推力発生のための原子炉炉心１０１の燃焼サイクル中に液体から気体状態に移行する気体又は液体であり得る。水素はＮＴＰ原子炉システム１００用である。ＮＥＰ又はＦＳＰ用途では、原子炉システム１００は、代わりにＨｅ、ｎｅｏｎ、ＨｅＸｅ、ＣＯ２などの作動流体を循環させる。
[0051]図１Ｂの例では、原子炉システム１００は、好適には、減速材冷却剤が減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎを通って流れることを可能にし、別個の核燃料冷却剤（例えば、水素ガスなどの推進剤）が燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎを通って流れることを可能にする。減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎは、例えば、減速材冷却剤が原子炉炉心１０１内を通過して専用の減速材冷却剤ループを介してヒートシンク（図示せず）に入ることを可能にするチャネル又は孔などの平坦なリング形状（例えば、Ｏ字形）の開口部である。燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎは、例えば、別個の核燃料冷却剤ループ内で推進するために、核燃料冷却剤が原子炉炉心１０１内を通過して推力室（図示せず）に入ることを可能にするチャネル又は孔である。
[0052]代替的な実施態様では、減速材要素１０３Ａ～Ｎと核燃料タイル１０４Ａ～Ｎとの間で共有される冷却剤は、減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎ及び燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎの両方を通って流れることができる。代替的な実施態様では、複数の燃料要素１０４Ａ～Ｎを通って流れる冷却剤は、ヘリウム、フッ化リチウム（ＬｉＦ）から形成されたＦＬｉＢｅ溶融塩、フッ化ベリリウム（ＢｅＦ２）、ナトリウム、Ｈｅ、ＨｅＸｅ、ＣＯ２、ネオン、又はＨｅＮを含むことができる。共用冷却剤は、共用冷却剤が核燃料タイル１０４Ａ～Ｎ内で加熱される前に、減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎを通って流れる。これにより、減速材要素１０３Ａ～Ｎが低温に保たれる。
[0053]図１Ｃは、内壁１３３上に容器内遮蔽ライナ１３２を有し、制御ドラム１１５Ａ～Ｎを含む圧力容器１６０を実装する原子炉システム１００を示す。図１Ｄは、内壁１３３上に容器内遮蔽ライナ１３２を有し、制御棒１１８Ａ～Ｎを含む圧力容器１６０を実装する原子炉システム１００を示す。制御棒１１８Ａ～Ｎは、原子炉炉心１０１の反応性を変化させることによって動作中に中性子集団及び原子炉発電レベルを調節するために、原子炉炉心１０１の領域に位置付けられてもよい。制御棒１１８Ａ～Ｎは、圧力容器１６０の上部から突出し、原子炉１０７の長さを挿入することができるが、原子炉１０７から引き出される能力も有する。制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、より容易に輸送及び配置することができる原子炉１０７の水平方向の軸対称な構成を可能にする。制御ドラム１１５Ａ～Ｎはまた、反射体１４０に一体化することができるため、原子炉炉心１０１内の使用可能な容積を最大にし、一方、制御棒１１８Ａ～Ｎは、引き抜かれたときに原子炉炉心１０１内に燃料を供給されない空隙を残す。
[0054]反射体１４０は、原子炉炉心１０１を取り囲むように一体的に形成された本体（例えば、チューブ又はパイプ）であってもよく、又は原子炉炉心１０１を取り囲む反射体ブロック１４１Ａ～Ｎで作られる反射体領域などのいくつかの構成要素又は部品であってもよい。反射体１４０は、原子炉炉心１０１から脱出しようとする中性子を弾性的に散乱させ、より多くの核分裂事象を作成し、したがってより多くのエネルギーを生成するため、これらの中性子を原子炉炉心１０１の方に向け直す。反射体１４０はまた、中性子を原子炉炉心１０１の方に向け直すことによって、反射体１４０が、圧力容器１６０及びそれを超える区域に衝突する中性子の量を必然的に減少させるという二次目的を有する。反射体１４０は、高速中性子フルエンス又は高速中性子束、すなわち原子炉炉心１０１の外側の時間及び体積当たりのすべての自由高速中性子が移動する全長を減少させる。電子散乱及び高速中性子フルエンスの低減の両方における反射体１４０の有効性は、反射体１４０の厚さを増加させることによって対数的に改善される。
[0055]従来の原子炉では、反射体１４０の外側の高速中性子フルエンスが許容できるほど低くなるまで、反射体１４０の厚さは増加し、この厚さは、中性子を原子炉炉心１０１に向けて効率的に反射するのに要求される厚さを大幅に超えることが多い。対照的に、本明細書に記載の原子炉システム１００は、中性子毒として作用することができ、自由中性子を原子炉炉心１０１に反射して戻すのではなく、自由中性子を吸収するように設計された容器内遮蔽体１０５をさらに含む。容器内遮蔽体１０５は、自由中性子を吸収して、中性子毒物を介した高速中性子フルエンスを停止させることができる。容器内遮蔽体１０５は、反射体１４０よりも大幅に薄いが、それにもかかわらず、反射体１４０と同じ量だけ区域内の高速中性子フルエンスを減少させることができる。容器内遮蔽体１０５は中性子被毒の効果を有することができるが、容器内遮蔽体１０５は、減速材内に中性子毒が複合されて容器内遮蔽体１０５を形成するため、純粋な中性子毒として作用しない。原子炉１０７の圧力容器１６０と反射体１４０との間の容器内遮蔽体１０５として大きな中性子吸収断面を有する材料の組み合わせを使用することにより、高速中性子フルエンスを許容可能なレベルまで低減することができる。
[0056]圧力容器１６０は、その中に配置された反射体１４０を含み、主目的は中性子を原子炉炉心１０１に向け直すことであり、二次的には高速中性子フルエンスを圧力容器１６０の、及びそれを超える許容レベルに低減することである。次いで、圧力容器１６０は、高速中性子フルエンスを圧力容器１６０の、及びそれを超える許容レベルに低減することを主な目的として、容器内遮蔽体１０５で裏打ちされる。容器内遮蔽体１０５は、圧力容器１６０と反射体１４０との間に配置される。一緒に、容器内遮蔽体１０５及び反射体１４０は、高速中性子フルエンスを圧力容器１６０の、及びそれを超える許容可能なレベルに低減することができるが、容器内遮蔽体１０５と反射体１４０とを組み合わせた厚さは、高速中性子フルエンスを同じ許容可能な又は同等のレベルに低減する一対の容器内遮蔽体１０５のない同等の反射体１４０よりも全体的に薄い。全体として、これにより、反射体１４０単独よりも薄い反射体１４０と容器内遮蔽体１０５との組み合わせ、並びに体積及び質量が低減されたより小さい圧力容器１６０及び原子炉１０７が可能になる。
[0057]高速中性子フルエンスの懸念のために、任意のサイズの原子炉システム１００（大型又は小型）は、容器内遮蔽体１０５から利益を得ることができる。大型原子炉システム１００では、圧力容器１６０への高速中性子フルエンスは、圧力容器１６０から活性原子炉炉心１０１の距離によって制限される。容積が制約された小型原子炉システム１００の場合、容器内遮蔽体１０５の使用は非常に有効であり得る。容器内遮蔽体１０５は、原子炉システム１００の周りの放射線場を低減し、これにより、原子炉１０７の外側（例えば、周囲）の領域の放射化を低減し、設置面積を低減し、設置を容易にするのに役立つ。
[0058]原子炉システム１００の動作中、圧力容器１６０内に配置された材料は、自由中性子によって放射性にされた放射化生成物になる。原子炉システム１００は、原子炉炉心１０１内の放射化生成物の内部密度と、原子炉炉心１０１の外側の放射化生成物の外部密度とを含む。放射化生成物の外部密度は、原子炉炉心１０１の運転中の放射化生成物の内部密度よりも低い。これは、反射体１４０の目的が、自由中性子を原子炉炉心１０１に向け直し、炉心の放射化を高めることであるからである。容器内遮蔽体１０５は、材料が最小限の放射性になりながら自由中性子を吸収するので選択された材料で作られており、これにより、原子炉炉心１０１内の放射化と比較して、原子炉炉心１０１の外側の放射化はさらに低減される。
[0059]容器内遮蔽体１０５は、２種類以上の中性子吸収材料から形成され、そのうちの少なくとも一方は近黒色の中性子吸収材料であり、他方は灰色の中性子吸収材料である。近黒色の中性子吸収材料は、同様の量の灰色の中性子吸収材料よりも、自由中性子を吸収し、中性子フルエンスを減少させるのに効率的である。近黒色の中性子吸収材料は、複合セラミック材料、すなわち複合高温中性子吸収セラミックである。例えば、複合セラミック材料は、放射線誘発膨張を最小限に抑えるために、Ｂ４Ｃ、ＨｆＣ、及びＧｄ２Ｏ３などの中性子吸収セラミックと、Ａｌ２Ｏ３及びＳｉＣなどの放射線耐性材料との混合物を含む。Ａｌ２Ｏ３及びＳｉＣなどの放射線耐性材料を添加して複合セラミック材料を形成すると、近黒色の中性子吸収材料の温度及び放射線耐久性が向上する。
[0060]灰色の中性子吸収材料は、重金属を含む。一緒に、近黒色の中性子材料及び灰色の中性子吸収材料は、容器内遮蔽体１０５を形成する。容器内遮蔽体１０５は、遮蔽用に特別に設計された複合材料の高度な製造によって製作される。これは、汎用的なクラスのエンジニアリング合金及び構造セラミックの選択に基づく遮蔽体選択の現在の規範とは対照的であり、おそらくある程度の同位体濃縮を伴う。容器内遮蔽体１０５は、主に複合セラミックで作られてもよく、したがって、そのような例では複合セラミック遮蔽体と説明することもできる。
[0061]図２は、原子炉１０７Ａ～Ｋの１１の異なる実施態様における反射体１４０及び容器内遮蔽体１０５の全体的な遮蔽厚のグラフ２００である。全体的な遮蔽のグラフ２００は、原子炉１０７の総厚２０６Ａ～Ｋの低減が、（ａ）容器内遮蔽体の厚さ２１０Ａ～Ｋを増大させること、及び（ｂ）反射体の厚さ２１１Ａ～Ｋを低減することによって達成されることを示す。言い換えれば、容器内遮蔽体としての全体的な遮蔽の割合２０５Ａ～Ｋを増加させると、原子炉１０７の総厚２０６Ａ～Ｋが直接減少する。したがって、容器内遮蔽体１０５技術は、原子炉をより軽量かつよりコンパクトにすることを可能にすることによって、原子炉システム１００の性能を改善することができる。
[0062]全体的な遮蔽厚のグラフ２００では、白色バーは、容器内遮蔽体１０５によって付加された容器内遮蔽体の厚さ２１０Ａ～Ｋを表し、黒色バーは、反射体１４０によって付加された反射体の厚さ２１１Ａ～Ｋを表す。総厚２０６Ａ～Ｋは、容器内遮蔽体の厚さ２１０Ａ～Ｋと反射体の厚さ２１１Ａ～Ｋとの合計である。図示のように、原子炉１０７Ａの第１の実施態様では、原子炉１０７Ａは３０センチメートル（ｃｍ）の総厚２０６Ａを含み、反射体の厚さ２１１Ａは３０ｃｍであり、容器内遮蔽体の厚さ２１０Ｋは０ｃｍである。原子炉１０７Ｋの第１１の実施態様では、原子炉１０７Ｋは１０ｃｍの総厚２０６Ｋを含み、反射体の厚さ２１１Ｋは０ｃｍであり、容器内遮蔽体の厚さ２１０Ｋは１０ｃｍである。
[0063]全体的な遮蔽厚のグラフ２００の総厚２０６Ａ～Ｋに基づいて、容器内遮蔽体１０５は、反射体１４０の反射体拡散長よりも３倍短い遮蔽体拡散長を有する。拡散長は、部分的には、材料の拡散係数、並びにその材料の巨視的吸収断面積の要因である。この反射体１４０と容器内遮蔽体１０５との間の３の拡散長の差は、容器内遮蔽体１０５及び反射体１４０を形成する材料の違いに基づく。拡散長の差は、例えば、選択された材料、容器内遮蔽体の厚さ２１０Ａ～Ｋ、反射体の厚さ２１１Ａ～Ｋ、及び原子炉炉心１０１の全体的な幾何学形状の差に基づいて変化し得る。
[0064]図２では、総厚２０６Ａ～Ｋは、同じ全体的な中性子フルエンスの低減量を表す。図示のように、容器内遮蔽体１０５の１０ｃｍの容器内遮蔽体の厚さ２１０Ｋは、反射体１４０用の３０ｃｍの反射体の厚さ２１１Ａと同じ中性子フルエンスの低減をもたらす。好適には、容器内遮蔽体１０５の１０ｃｍの容器内遮蔽体の厚さ２１０Ｋは、２０ｃｍ短い半径を有する圧力容器１６０を達成し、これは総厚２０６Ｋの６６％の低減である。さらに、原子炉１０７Ｋは、１０ｃｍの容器内遮蔽体の厚さ２１０Ｋが、等価な３０ｃｍの反射体の厚さ２１１Ａよりも軽くてもよく、容器内遮蔽体１０５は、圧力容器１６０の、及びそれを超える高速中性子フルエンスを等価的に低減するので、より軽量であり得る。
[0065]原子炉１０７Ｂの第２の実施態様は、１ｃｍの容器内遮蔽体の厚さ２１０Ｂを有し、これは、容器内遮蔽体１０５が存在しない原子炉１０７Ａの第１の実施態様と比較して、総厚２０６Ｂを２ｃｍだけ減少させる。容器内遮蔽体の厚さ２１０の１ｃｍごとに、３ｃｍの反射体の厚さ２１１の必要性が低減される。全体的な遮蔽厚のグラフ２００全体に基づいて、最適なバランスを満たすことができ、自由中性子を原子炉炉心１０１に効率的に反射して戻すために１５ｃｍだけの反射体の厚さ２１１Ｆが必要な場合、原子炉１０７Ｆの第６の実施態様は、高速中性子フルエンスを圧力容器１６０の、及びそれを超える許容可能なレベルに効率的に低減するために５ｃｍだけの容器内遮蔽体の厚さ２１０Ｆが必要であることを示す。
[0066]容器内遮蔽体１０５のない従来の原子炉では、圧力容器１６０は、自由中性子を原子炉炉心１０１に適切に反射して戻し、高速中性子フルエンスを圧力容器１６０の、及びそれを超える許容レベルに効率的に低減するために、３０ｃｍの追加の半径を必要とする。好適には、容器内遮蔽体１０５を有する原子炉システム１００は、自由中性子を原子炉炉心１０１に適切に反射して戻し、高速中性子フルエンスを圧力容器１６０の、及びそれを超える許容レベルに効率的に低減するために、２０ｃｍの追加の半径しか必要としない。原子炉システム１００が、反射体１４０の反射体ブロック１４１Ａ～Ｎ及び原子炉炉心１０１の減速材要素１０３Ａ～Ｎに交互に面するようにドラムのフォームファクタで制御棒１１８Ａ～Ｎを含む場合、サイズ及び質量の低減のさらなる改善さえも達成することができる。制御棒１１８Ａ～Ｎを有するそのような原子炉システム１００では、圧力容器１６０は、自由中性子を原子炉炉心１０１に向けて反射するために、必ずしも完全に効率的な反射体１４０を必要としない。
[0067]したがって、図２の全体的な遮蔽厚のグラフ２００は、原子炉システム１００を設計する方法を示し、複数の反射体ブロック１４１Ａ～Ｎのうちの反射体ブロック１４１は、反射体の厚さ２１１と、反射体ブロック１４１を形成する反射体材料に基づく反射体拡散係数と、反射体材料に基づく反射体巨視的吸収断面積とを有する。追加で、容器内遮蔽体１０５は、容器内遮蔽体の厚さ２１０と、容器内遮蔽体１０５を形成する容器内遮蔽体材料に基づく遮蔽体拡散係数と、容器内遮蔽体材料に基づく容器内遮蔽体巨視的吸収断面積とを有する。容器内遮蔽体１０５と組み合わされた反射体ブロック１４０は、反射体の厚さ２１１、反射体材料に基づく反射体拡散係数、反射体材料に基づく反射体巨視的吸収断面積、容器内遮蔽体の厚さ２１０、容器内遮蔽体材料に基づく遮蔽体拡散係数、及び容器内遮蔽体材料に基づく遮蔽体巨視的吸収断面積に少なくとも基づく組み合わされた拡散長を有する。例示的な効率的な原子炉システム１００では、反射体の厚さ２１１及び容器内遮蔽体の厚さ２１０は、合計された場合、組み合わされた拡散長の２倍未満（例えば、より厚くない）である。これは、反射体１４０が反射体材料の拡散長の二倍よりも厚い場合、反射体１４０の性能は実質的に改善されないためである。したがって、反射体１４０と容器内遮蔽体１０５との両方を含む原子炉システム１００は、反射体１４０を含む（かつ容器内遮蔽体１０５を含まない）従来の原子炉システムと同じ量の拡散を提供することができるが、はるかに少ない空間で同等の拡散を提供する。
[0068]図３は、２つの異なるタイプの原子炉炉心１０１Ａ～Ｂの例示的な逓減グラフ３００である。示されるように、原子炉炉心１０１Ａ～Ｂの年数で測定される寿命３０５にわたる係数ｋ－有効（ｋ－ｅｆｆ）３１０が改善される。中性子増倍率としても知られるＫ－ｅｆｆ３１０は、原子炉炉心１０１内の核分裂性物質の臨界状態を特徴付ける。一般に、Ｋ－ｅｆｆ＝生成された中性子の数／失われた中性子の数（漏れ又は吸収による）である。Ｋ－ｅｆｆ３１０が１以上である場合にのみ、核分裂連鎖反応を持続させることができる。図示のように、第１の原子炉炉心アーキテクチャ３０１Ａは、約１０年の寿命３０５Ａを有する原子炉炉心１０１Ａを可能にする。第２の原子炉炉心アーキテクチャ３０１Ｂは、約１５年の寿命３０５Ｂを有する原子炉炉心１０１Ｂを可能にする。原子炉炉心１０１Ａ～Ｂの予想寿命３０５Ａ～Ｂに基づいて、適切な量及びタイプの容器内遮蔽体１０５及び反射体１４０が選択される。容器内遮蔽体１０５又は反射体１４０が不燃性中性子毒であっても、最終的には、すべての中性子毒は、長期間にわたって中性子フルエンスを経験すると、有効性が低下する。したがって、第１の原子炉炉心３０１Ａは、例えば、幾何学的座屈の任意の効果が両方の原子炉炉心アーキテクチャ３０１Ａ～３０１Ｂで同様であると仮定すると、第２の原子炉炉心３０１Ｂよりも厚い容器内遮蔽体１０５を必要とされる可能性がある。
[0069]図４は、原子炉システム１００の容器内遮蔽体材料最適化チャート４００である。容器内遮蔽体材料最適化チャート４００は、短いパレートフロント４１１、中間のパレートフロント４１２、及び長いパレートフロント４１３を含む３つのパレートフロント４１１～４１３を示す。各パレートフロント４１１～４１３は、短寿命４０１を有する異なる容器内遮蔽体材料と、中寿命４０２を有する容器内遮蔽体材料と、長寿命４０３を有する容器内遮蔽体材料との間で分割される。
[0070]図３で説明したように、寿命３０５（Ｋ－有効３０５と相関する）は、原子炉システム１００が動作できる長さである。図４では、３つの寿命４０１～４０３が、容器内遮蔽体材料最適化チャート４００の最も一般的な初期選択基準であると仮定される。短寿命４０１、中寿命４０２、及び長寿命４０３は、パレートフロント４１１～４１３の数を決定する。パレートフロント４１１～４１３は、原子炉システム１００の設計オプションを評価するために利用され、設計オプションが他の性能指数を低下させることなく可能なすべての性能指数において最高と評価される場合、設計オプションはパレートフロント４１１～４１３上にある。したがって、所与の費用４０５での短いパレートフロント４１１上の容器内遮蔽体材料は、短い寿命４０１を有する原子炉システム１００の圧力容器の高速中性子フルエンス４０６を最も多く低減する。
[0071]図４の３つのパレートフロント４１１～４１３は、異なる中性子毒が容器内遮蔽体１０５の設計にどのように適合することができるかを説明する。第１に、単純なＢ４Ｃ材料は、最小限の費用で高速中性子フルエンスを効果的に低減する。Ｂ４Ｃ内のホウ素１０（１０Ｂ４Ｃとしても知られる）は、高速スペクトル中性子の吸収断面積が大きい。これは、Ｂ４Ｃで形成された容器内遮蔽体１０５が、高速スペクトル中性子の吸収断面積がより小さい別の材料で形成された別の容器内遮蔽体１０５ほど厚くする必要がないことを意味する。純粋なＢ４Ｃは、Ｂ４Ｃが放射線環境中で受けるヘリウム誘導膨張のために寿命が短い。したがって、純粋なＢ４Ｃ材料は、短いパレートフロント４１１の線上にある。
[0072]第２に、Ｂ４Ｃ－Ａｌ２Ｏ３複合材又はＢ４Ｃ－ＳｉＣ複合材は、約５０重量％のＢ４Ｃであり得、Ｂ４Ｃの膨張によりよく適応し得る。Ｂ４Ｃ－Ａｌ２Ｏ３複合材又はＢ４Ｃ－ＳｉＣ複合材は、純粋なＢ４Ｃよりも高速中性子を遮蔽する効果が低い。したがって、Ｂ４Ｃ－Ａｌ２Ｏ３複合材又はＢ４Ｃ－ＳｉＣ複合材は、中間のパレートフロント４１２の線上にある。
[0073]第３に、ホウ酸化ステンレス鋼は、ホウ素が５重量％未満であるが、放射線照射下で非常に寸法的に安定である。ホウ酸化ステンレス鋼は、長いパレートフロント４１３のライン上にある。容器内遮蔽体材料最適化チャート４００に基づいて、近黒色の中性子吸収材料及び灰色の中性子吸収材料を含む、容器内遮蔽体１０５を形成するための２種類以上の中性子吸収材料が選択される。
[0074]図５は、容器内遮蔽体材料選択方法５００を示すフローチャートである。この例では、従属変数は材料の費用であり、独立変数は、原子炉システム１００の寿命３０５、反射体の厚さ２１１、反射体１４０によって低減された高速中性子フルエンスの量、及び圧力容器１６０の最大半径であると仮定する。これらの独立変数のいずれかを従属変数について切り替えることができ、例えば、原子炉システム１００が既に圧力容器１６０を有し、容器内遮蔽体１０５が後付けされている場合、材料選択方法５００は、原子炉システム１００が効率的に動作するために必要な反射体１４０の反射体の厚さ２１１を決定することができる。容器内遮蔽体選択方法５００は、原子炉炉心１０１の半径及び原子炉炉心１０１が生成する高速中性子フルエンスが既知の値であると仮定する。
[0075]ブロック５１０では、容器内遮蔽体材料選択方法５００は、原子炉システム１００の寿命３０５を決定することを含む。ブロック５２０に移動すると、容器内遮蔽体材料選択方法５００は、（ｉ）原子炉炉心１０１、（ｉｉ）反射体１４０を形成するために利用される反射体材料、（ｉｉｉ）圧力容器１６０の幾何学形状、又は（ｉｖ）それらの組み合わせに基づいて効率的な反射体の厚さ２１１を決定することをさらに含む。最終的に、最も効率的に中性子を原子炉炉心１０１に向け直す反射体の厚さ２１１が決定される。
[0076]ブロック５３０に進むと、容器内遮蔽体材料選択方法５００は、反射体１４０によって引き起こされる圧力容器１６０の、及びそれを超える容器内の高速中性子フルエンスの低減を決定することを含む。反射体１４０による高速中性子フルエンスの任意の低減量は、原子炉システム１００用の圧力容器１６０の高速中性子フルエンスの目標とする減少を維持するために容器内遮蔽体１０５によって要求される高速中性子フルエンスの低減量を減少させる。ブロック５４０では、容器内遮蔽体材料選択方法５００は、（ｉ）設置、（ｉｉ）輸送、及び／又は（ｉｉｉ）例えば、原子炉炉心１０１の原子炉炉心半径などの原子炉システム１００の設置面積要件に基づいて圧力容器１６０の最大圧力容器半径を決定することを含む。
[0077]ブロック５５０では、容器内遮蔽体材料選択方法５００は、容器内遮蔽体の容器内遮蔽体材料を選択することを含む。図４の容器内遮蔽体材料最適化チャート４００を参照すると、適切なパレートフロント４１１～４１３は、短寿命４０１、中寿命４０２、及び長寿命４０３に基づいて選択することができる（ブロック５１０を参照）。圧力容器の高速中性子フルエンスの低減は、（ｉ）圧力容器１６０の高速中性子フルエンスの要件の低減、（ｂ）容器内遮蔽体１０５の最大厚さ、という２つの要因によって決定される。圧力容器１６０の高速中性子フルエンス要件の低減は、原子炉炉心１０１によって作成された高速中性子フルエンスとブロック５３０の反射体１４０による高速中性子フルエンスの低減との間の差である。容器内遮蔽体１０５の最大厚さは、ブロック５４０の圧力容器１６０の半径から、原子炉炉心１０１の半径及びブロック５２０の反射体１４０の反射体の厚さ２１１を引いたものである。
[0078]圧力容器１６０の高速中性子フルエンスの要件及び容器内遮蔽体１０５の最大厚さの低減により、適切なパレートフロント４１１～４１３上の容器内遮蔽体材料は、容器内遮蔽体１０５の最大厚さ以下でありながら、圧力容器１６０の高速中性子フルエンスの要件の低減を満たすのに十分に高速中性子フルエンスを低減させることができる拡散長を有することが分かる。容器内遮蔽体材料の選択において考慮される要因のリストは、原子炉炉心１０１の平均及びピーク温度、冷却剤の材料及び体積、原子炉システム１００の幾何学形状、並びに容器内遮蔽体１０５を形成するための様々な容器内遮蔽体材料の原子核、熱、及び機械的限界をさらに含むことができる。
[0079]容器内遮蔽体材料を選択することは、熱的、機械的、及び時間依存の放射線照射効果を組み合わせた計算マルチフィジックス計算モデルに基づいて、容器内遮蔽体１０５の有効性を決定することを含むことができる。計算マルチフィジックスモデルは、時間依存中性子束を有するツールであり得る。計算マルチフィジックスモデルはまた、容器内遮蔽体１０５の寿命３０５及び幾何学的形状を知らせるために使用されてもよい。ブロック５６０で終了すると、容器内遮蔽体材料選択方法５００は、容器内遮蔽体材料費用を受け入れることを含む。適切なパレートフロント４１１～４１３上の圧力容器１６０の高速中性子フルエンスの低減を満たす容器内遮蔽体材料最適化チャート４００からの容器内遮蔽体材料が選択されると、圧力容器１６０の高速中性子フルエンス４０６の十分な低減を伴う適切なパレートフロント４１１～４１３上の最小費用４０５を有する容器内遮蔽体材料が、原子炉システム１００に受け入れられる。
[0080]図６は、容器内遮蔽体製造６０１、並びに容器内遮蔽体設計及び設置６０２のための技術を含む容器内遮蔽方法６００を示すフローチャートである。図６に示すように、製造フロー６０１は、設計及び設置フロー６０２のサブセットであるブロック６１０、６１５、６２０、及び６２５を含む。製造フロー６０１は、容器内遮蔽体１０５を製造するためセラミック及び冶金プロセスに焦点を合わせている。設計及び設置フロー６０２は、製造フロー６０１を含み、追加でブロック６１０及び６３０を含む。設計及び設置フロー６０２は、原子炉システム１００のための適切なサイズ及び形状（例えば、容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎ）の容器内遮蔽体１０５を形成することを含む、特定の原子炉システム１００のための容器内遮蔽体１０５を設計することを含む。設計及び設置フロー６０２はまた、例えば、圧力容器１６０の内壁１３３に容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎを取り付けることによって、容器内遮蔽体１０５を設置することを含む。
[0081]ブロック６０５で開始して、容器内遮蔽方法６００は、圧力容器１６０への高速中性子フルエンス、圧力容器１６０の半径、反射体の厚さ２１１、及び容器内遮蔽体１０５の設計に関連する他のパラメータなどの原子炉システム１００の固有のパラメータを含む原子炉システム１００を選択することを含む。原子炉システム１００は、最大約５００メガワット熱を生成するように設計された小型原子炉１０７を含むことができる。より小さい原子炉１０７は、容器内遮蔽体１０５によって達成される省スペースからより大きく利益を得ることができる。
[0082]ブロック６１０に移動すると、容器内遮蔽方法６００は、２種類以上の中性子吸収材料を選択することを含む。図５の材料選択方法５００に加えて、第１の例では、２種類以上の中性子吸収材料を選択することは、（ｉ）容器内遮蔽体１０５の容器内遮蔽体の厚さ２１０、（ｉｉ）容器内遮蔽体１０５の幾何学的構成、（ｉｉｉ）圧力容器１６０が容器内遮蔽体１０５をカプセル化し、容器内遮蔽体１０５が原子炉炉心１０１をカプセル化する、圧力容器１６０の容器内高速フルエンスの推定される低減、（ｉｖ）容器内遮蔽体１０５の予想寿命、又は（ｖ）それらの組み合わせに基づくことができる。第２の例では、２種類以上の中性子吸収材料を選択することは、（ｉ）圧力容器１６０の内径、（ｉｉ）原子炉炉心１０１の外径、（ｉｉｉ）反射体１４０の反射体の厚さ２１１、又は（ｉｖ）それらの組み合わせに基づくことができる。第３の例では、容器内遮蔽体１０５を形成するために２種類以上の中性子吸収材料を選択することは、（ｉ）原子炉システム１００の圧力容器１６０の圧力容器直径、（ｉｉ）原子炉システム１００の圧力容器１６０への高速中性子フルエンス、及び（ｉｉｉ）原子炉システム１００の外側の中性子フルエンスに基づくことができる。
[0083]２種類以上の中性子吸収材料は、少なくとも１種類の近黒色の中性子吸収材料と、少なくとも１種類の灰色の中性子吸収材料とを含む。ブロック６１０の選択プロセスは、図５の容器内遮蔽体材料選択方法５００のブロック５１０、５２０、５３０、５４０、５５０、及び５６０で説明したものと同様である。近黒色の中性子吸収材料は複合セラミック材料を含み、灰色の中性子吸収材料は重金属材料を含む。近黒色の中性子吸収材料を選択することは、同位体的に調整された近黒色の中性子吸収材料を選択することを含むことができる。
[0084]複合セラミック材料は、炭化ホウ素（Ｂ４Ｃ）、炭化ハフニウム（ＨｆＣ）、又は酸化ガドリニウム（Ｇｄ２Ｏ３）を含むことができ、各々が強い中性子毒として作用し、中性子フルエンスを削減する際に近黒色の中性子吸収材料の効力を提供する。複合セラミック材料は、酸化アルミニウム（Ａｌ２Ｏ３）又は炭化ケイ素（ＳｉＣ）をさらに含むことができる。これらの構造材料は、頑丈で不活性であり、小さい中性子捕捉断面を有し、それらは、強い中性子毒自体ではないと同時に、強い中性子毒を物理的に支持し、中性子減速材として分類され得る。選択される近黒色の中性子吸収材料は、同位体的に調整された近黒色の中性子吸収材料であってもよい。複合セラミック材料を形成するための強力な中性子毒及び構造材料の特定の組み合わせには、炭化ホウ素－１０（１０Ｂ４Ｃ）、５０重量％の炭化ホウ素－１０の炭化ホウ素－１０と酸化アルミニウムとの複合体（１０Ｂ４Ｃ－Ａｌ２Ｏ３）、５０重量％の炭化ホウ素－１０の炭化ホウ素－１０と炭化ケイ素との複合体（１０Ｂ４Ｃ－ＳｉＣ）、又は５重量％のホウ素－１０のホウ酸化ステンレス鋼合金が含まれる。炭化ホウ素－１０及びホウ酸化ステンレス鋼は、単独の複合セラミックではなく、複合セラミックを形成するために他のセラミックと対にしなければならない。
[0085]灰色の中性子吸収材料の重金属材料には、例えば、噴霧化タングステン重金属の形態で、タングステン（Ｗ）、鉄（Ｆｅ）、ニッケル（Ｎｉ）、又は銅（Ｃｕ）が含まれる。重金属材料は、噴霧化タングステン重金属の形態である場合、タングステン含有量が９０重量％以上の噴霧化タングステン重金属を含むことができる。
[0086]ブロック６１５に進むと、容器内遮蔽方法６００は、セラミック吸収粉末を製作するため近黒色の中性子吸収材料の共晶焼結ベース粉末を含む。セラミック吸収粉末を製作するための近黒色の中性子吸収材料の共晶焼結は、放電プラズマ焼結を用いて行われる。例えば、セラミック吸収粉末を形成するためのベース粉末は、約８０ｎｍ～５０ミクロンの範囲の平均粒径を含む。ベース粉末は、放電プラズマ焼結されてセラミック吸収粉末を形成する。セラミック吸収粉末は、平均粒径が約８０ナノメートル～約１００ミクロンの複数の複合セラミック粒子を含む。ブロック６１５及び６２５における焼結は、高真空直流焼結を含むことができる。いくつかの例における焼結作業は、高度な３Ｄ印刷プロセスに取って代わられるか、それを含むことができる。
[0087]ブロック６２０では、容器内遮蔽方法６００は、灰色の中性子吸収材料をブロック６１５で製作されたセラミック吸収粉末と動的に混合し、容器内遮蔽混合物を作成することをさらに含む。これにより、完全な不純物のない分散が保証される。
[0088]ブロック６２５に移動すると、容器内遮蔽方法６００は、容器内遮蔽混合物を容器内遮蔽体１０５に冷間加圧焼結することを含む。容器内遮蔽混合物を容器内遮蔽体１０５に冷間加圧焼結することは、複数の複合セラミック粒子を重金属材料の重金属マトリックスの内部に埋め込んで容器内遮蔽体１０５を形成することを含む。上記のように、複合セラミック粒子は、約８０ナノメートル～約１００ミクロンの平均粒径を含む。
[0089]容器内遮蔽混合物を容器内遮蔽体１０５に冷間加圧焼結することは、容器内遮蔽体１０５を複数の容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎとして形成することをさらに含む。複数の容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎのすべて又はサブセットは、湾曲多面体形状又はその切頭部分である。複数の容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎは、インターロッキング幾何学形状パターンを有する底面形状を含むことができる。容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎの底面形状は、（ｉ）膨張に対する耐性、（ｉｉ）中性子流路の低減、又は（ｉｉｉ）それらの組み合わせに部分的に基づいて選択することができる。
[0090]ブロック６３０で終了すると、容器内遮蔽方法６００は、例えば、複数の容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎを圧力容器１６０の内壁１３３に配置することによって、容器内遮蔽体１０５を圧力容器１６０の内壁１３３に取り付けることを含む。内壁１３３は、連続面又は複数の不連続面で形成される。したがって、ブロック６３０は、インターロッキング幾何学形状パターンを接合することによって、複数の容器内遮蔽タイル１３１Ａ～Ｎで内壁１３３の連続又は不連続面を覆うことを含むことができる。
[0091]保護の範囲は、以下の特許請求の範囲によってのみ限定される。その範囲は、本明細書及び以下の審査履歴に照らして解釈されるときに特許請求の範囲で使用される文言の通常の意味と一致するほど広く、すべての構造的及び機能的均等物を包含するように解釈されるべきである。それにもかかわらず、特許請求の範囲のいずれも、米国特許法第１０１条、１０２条又は１０３条の要件を満たさない主題を包含することを意図しておらず、そのように解釈されるべきでもない。このような主題の意図しない包含は、本明細書によって放棄される。
[0092]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別途記載されている場合を除いて、それらの対応するそれぞれの調査及び研究の分野に関してそのような用語及び表現に与えられる通常の意味を有することが理解されよう。第１及び第２などの関係用語は、そのような実体又は動作間の実際のそのような関係又は順序を必ずしも必要とせず、又は暗示せずに、１つの実体又は動作を別の実体又は動作から区別するためにのみ使用され得る。「備える（ｃｏｍｐｒｉｓｅｓ）」、「備える（ｃｏｍｐｒｉｓｉｎｇ）」、「含む（ｉｎｃｌｕｄｅｓ）」、「含んでいる（ｉｎｃｌｕｄｉｎｇ）」、「有する（ｈａｓ）」、「有する（ｈａｖｉｎｇ）」、「有する（ｗｉｔｈ）」、「形成される（ｆｏｒｍｅｄ ｏｆ）」という用語、又はそれらの任意の他の変形は、非排他的な包含を網羅することを意図しており、それにより、要素又は工程の列挙を備える又は含むプロセス、方法、物品、又は装置は、それらの要素又は工程のみを含むのではなく、明示的に列挙されていない、又はそのようなプロセス、方法、物品、若しくは装置に固有ではない他の要素又は工程を含むことができる。「ａ」又は「ａｎ」が先行する要素は、さらなる制約なしに、その要素を含むプロセス、方法、物品、又は装置における追加の同一の要素の存在を排除しない。
[0093]追加で、上記の詳細な説明では、本開示を簡素化する目的で、様々な特徴が様々な例で一緒にグループ化されていることが分かる。この開示方法は、特許請求される例が各請求項に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と解釈されるべきではない。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、任意の単一の開示された例のすべての特徴よりも少ない特徴にある。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、各請求項は別個に特許請求される主題として独立している。
[0094]上記は、最良の形態及び／又は他の例であると考えられるものを説明したが、その中で様々な修正が行われてもよく、本明細書に開示される主題は様々な形態及び例で実装されてもよく、それらは多数の用途に適用されてもよく、そのうちのいくつかのみが本明細書に記載されていることが理解される。以下の特許請求の範囲によって、本概念の真の範囲内に入る任意の、及びすべての修正及び変形を請求することが意図されている。
[0001]本出願は、２０２０年１０月４日に出願された国際出願第ＰＣＴ／ＵＳ２０２０／０５４１８８号の米国移行特許出願であり、その全体は参照により本明細書に組み込まれる。国際出願第ＰＣＴ／ＵＳ２０２０／０５４１８８号は、「Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓｙｓｔｅｍ ｆｏｒ Ｐｏｗｅｒ Ｐｒｏｄｕｃｔｉｏｎ ｉｎ Ｓｐａｃｅ」と題する、２０１９年１０月４日に出願された米国仮特許出願第６２／９１０，５６１号の優先権を主張し、その全体は参照により本明細書に組み込まれる。
[0002]本出願は、「Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｒｅ Ａｒｃｈｉｔｅｃｔｕｒｅ ｗｉｔｈ Ｅｎｈａｎｃｅｄ Ｈｅａｔ Ｔｒａｎｓｆｅｒ ａｎｄ Ｓａｆｅｔｙ」と題する、２０２０年１０月４日に出願された国際出願第ＰＣＴ／ＵＳ２０２０／０５４１９０号（国際公開第ＷＯ２０２１／０６７９０３号として２０２１年４月８日に公開）に関し、その全体は参照により本明細書に組み込まれる。本出願はまた、「Ａｕｔｏｍａｔｉｃ Ｓｈｕｔｄｏｗｎ Ｃｏｎｔｒｏｌｌｅｒ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｓｙｓｔｅｍ ｗｉｔｈ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｄｒｕｍｓ」と題する、２０２０年１０月４日に出願された国際出願第ＰＣＴ／ＵＳ２０２０／０５４１８９号（国際公開第ＷＯ２０２１／０６７９０２号として２０２１年４月８日に公開）にも関し、その全体は参照により本明細書に組み込まれる。
Claims (40)
- 内壁を含む圧力容器と、
前記圧力容器の前記内壁内に配置された原子炉炉心であって、複数の燃料要素からなる燃料要素アレイと、少なくとも１つの減速材要素とを含む、原子炉炉心と、
前記複数の燃料要素及び前記少なくとも１つの減速材要素を横方向に取り囲む複数の反射体ブロックを含む、前記圧力容器の内側に配置された反射体と、
前記圧力容器の前記内壁に配置されて、前記複数の反射体ブロックを取り囲む容器内遮蔽体であって、
前記容器内遮蔽体が、２種類以上の中性子吸収材料で形成され、
前記２種類以上の中性子吸収材料が、近黒色の中性子吸収材料及び灰色の中性子吸収材料を含む、容器内遮蔽体と
を備える、原子炉システム。 - 前記近黒色の中性子吸収材料が、複合セラミック材料を含み、
前記灰色の中性子吸収材料が、重金属材料を含み、
前記複合セラミック材料及び前記重金属材料が、前記容器内遮蔽体を形成する、請求項１に記載の原子炉システム。 - 前記複合セラミック材料が、炭化ホウ素（Ｂ４Ｃ）、炭化ハフニウム（ＨｆＣ）、又は酸化ガドリニウム（Ｇｄ２Ｏ３）を含み、
前記重金属材料が、タングステン（Ｗ）、鉄（Ｆｅ）、ニッケル（Ｎｉ）又は銅（Ｃｕ）を含む、請求項２に記載の原子炉システム。 - 前記複合セラミック材料が、酸化アルミニウム（Ａｌ２Ｏ３）又は炭化ケイ素（ＳｉＣ）をさらに含む、請求項３に記載の原子炉システム。
- 前記複合セラミック材料が、
炭化ホウ素－１０（１０Ｂ４Ｃ）、
５０重量％の炭化ホウ素－１０の炭化ホウ素－１０と酸化アルミニウムとの複合体（１０Ｂ４Ｃ－Ａｌ２Ｏ３）、
５０重量％の炭化ホウ素－１０の炭化ホウ素－１０と炭化ケイ素との複合体（１０Ｂ４Ｃ－ＳｉＣ）、又は
５重量％のホウ素－１０のホウ酸化ステンレス鋼合金
を含み、
前記重金属材料が、９０重量％以上のタングステン含有量を有する噴霧化タングステン重金属を含む、請求項２に記載の原子炉システム。 - 前記複合セラミック材料が、平均粒径が約８０ナノメートル～約１００ミクロンの複数の複合セラミック粒子を含む、請求項２に記載の原子炉システム。
- 前記複数の複合セラミック粒子が、前記重金属材料の重金属マトリックスの内側に埋め込まれて、前記容器内遮蔽体を形成する、請求項６に記載の原子炉システム。
- 前記容器内遮蔽体が、複数の容器内遮蔽タイルとして形成され、
前記複数の容器内遮蔽タイルが、前記内壁に配置される、請求項７に記載の原子炉システム。 - 前記複数の容器内遮蔽タイルのすべて又はサブセットが、湾曲多面体形状又はその切頭部分である、請求項８に記載の原子炉システム。
- 前記複数の容器内遮蔽タイルが、インターロッキング幾何学形状パターンを有する底面形状を含む、請求項８に記載の原子炉システム。
- 前記内壁が、連続面又は複数の不連続面で形成され、
前記複数の容器内遮蔽タイルの前記インターロッキング幾何学形状パターンが、前記内壁の前記連続面又は前記不連続面を覆って集合的に容器内遮蔽ライナを形成するように接合される、請求項１０に記載の原子炉システム。 - 前記原子炉炉心内の放射化生成物の内部密度と、
前記原子炉炉心の外側の放射化生成物の外部密度と
をさらに備え、
放射化生成物の前記外部密度が、前記原子炉炉心の運転中の放射化生成物の前記内部密度よりも低い、請求項１１に記載の原子炉システム。 - 前記複数の反射体ブロックのうちの反射体ブロックが、反射体の厚さ、反射体拡散係数、及び反射体巨視的吸収断面積を有し、
前記容器内遮蔽体が、容器内遮蔽体の厚さ、容器内遮蔽体拡散係数、及び容器内遮蔽体巨視的吸収断面積を有し、
前記反射体ブロック及び前記容器内遮蔽体が、前記反射体の厚さ、前記反射体拡散係数、前記反射体巨視的吸収断面積、前記容器内遮蔽体の厚さ、前記容器内遮蔽体拡散係数、及び前記容器内遮蔽体巨視的吸収断面積に少なくとも基づいて組み合わされた拡散長を有し、
前記反射体の厚さと前記容器内遮蔽体の厚さとの合計が、前記組み合わされた拡散長の２倍未満である、請求項１に記載の原子炉システム。 - 前記燃料要素のそれぞれが、核燃料を含み、
前記核燃料が、高温マトリックスの内側に埋め込まれたコーティングされた燃料粒子からなる燃料コンパクトを含み、
前記高温マトリックスが、炭化ケイ素、炭化ジルコニウム、炭化チタン、炭化ニオブ、タングステン、モリブデン、又はそれらの組み合わせを含む、請求項１に記載の原子炉システム。 - 前記コーティングされた燃料粒子が、三構造等方性（ＴＲＩＳＯ）燃料粒子又は二構造等方性（ＢＩＳＯ）燃料粒子を含む、請求項１４に記載の原子炉システム。
- 複数の制御ドラムをさらに備え、
前記制御ドラムが、前記反射体内に点在される又は配置される、請求項１５に記載の原子炉システム。 - 前記原子炉システムが、ガス冷却高温原子炉、溶融塩冷却原子炉、塩中燃料原子炉、又はナトリウム冷却高速原子炉を含む、請求項１に記載の原子炉システム。
- 前記複数の燃料要素を通って流れる冷却剤をさらに含み、
前記冷却剤が、ヘリウム、フッ化リチウム（ＬｉＦ）及びフッ化ベリリウム（ＢｅＦ２）から形成されるＦＬｉＢｅ溶融塩、ナトリウム、Ｈｅ、ＨｅＸｅ、ＣＯ２、ネオン、又はＨｅＮを含む、請求項１に記載の原子炉システム。 - ２種類以上の中性子吸収材料を選択して容器内遮蔽体を形成するステップであって、前記２種類以上の中性子吸収材料が、近黒色の中性子吸収材料及び灰色の中性子吸収材料を含む、ステップと、
前記近黒色の中性子吸収材料を共晶焼結してセラミック吸収粉末を製作するステップと、
前記灰色の中性子吸収材料と前記セラミック吸収粉末とを動的に混合して容器内遮蔽混合物を作成するステップと、
前記容器内遮蔽混合物を容器内遮蔽体に冷間加圧焼結するステップと
を含む、方法。 - 前記近黒色の中性子吸収材料が、複合セラミック材料を含み、
前記灰色の中性子吸収材料が、重金属材料を含む、請求項１９に記載の方法。 - 前記複合セラミック材料が、炭化ホウ素（Ｂ４Ｃ）、炭化ハフニウム（ＨｆＣ）、又は酸化ガドリニウム（Ｇｄ２Ｏ３）を含み、
前記重金属材料が、タングステン（Ｗ）、鉄（Ｆｅ）、ニッケル（Ｎｉ）又は銅（Ｃｕ）を含む、請求項２０に記載の方法。 - 前記複合セラミック材料が、酸化アルミニウム（Ａｌ２Ｏ３）又は炭化ケイ素（ＳｉＣ）をさらに含む、請求項２１に記載の方法。
- 前記複合セラミック材料が、
炭化ホウ素－１０（１０Ｂ４Ｃ）、
５０重量％の炭化ホウ素－１０の炭化ホウ素－１０と酸化アルミニウムとの複合体（１０Ｂ４Ｃ－Ａｌ２Ｏ３）、
５０重量％の炭化ホウ素－１０の炭化ホウ素－１０と炭化ケイ素との複合体（１０Ｂ４Ｃ－ＳｉＣ）、又は
５重量％のホウ素－１０のホウ酸化ステンレス鋼合金
のうちの少なくとも１つを含み、
前記重金属材料が、９０重量％以上のタングステン含有量を有する噴霧化タングステン重金属を含む、請求項２０に記載の方法。 - 前記複合セラミック材料が、平均粒径が約８０ナノメートル～約１００ミクロンの複数の複合セラミック粒子を含む、請求項２０に記載の方法。
- 前記セラミック吸収粉末が、平均粒径が約８０ナノメートル～約１００ミクロンの複数の複合セラミック粒子を含む、請求項１９に記載の方法。
- 前記容器内遮蔽混合物を前記容器内遮蔽体に冷間加圧焼結するステップが、前記複数の複合セラミック粒子を前記重金属材料の重金属マトリックスの内側に埋め込んで前記容器内遮蔽体を形成するステップを含む、請求項２４に記載の方法。
- 前記容器内遮蔽混合物を前記容器内遮蔽体に前記冷間加圧焼結するステップが、前記容器内遮蔽体を複数の容器内遮蔽タイルとして形成するステップをさらに含む、請求項２６に記載の方法。
- 前記複数の容器内遮蔽タイルを圧力容器の内壁に配置するステップをさらに含む、請求項２７に記載の方法。
- 前記複数の容器内遮蔽タイルのすべて又はサブセットが、湾曲多面体形状又はその切頭部分である、請求項２８に記載の方法。
- 前記複数の容器内遮蔽タイルが、インターロッキング幾何学形状パターンを有する底面形状を含む、請求項２８に記載の方法。
- 前記内壁が、連続面又は複数の不連続面で形成され、
前記方法が、前記インターロッキング幾何学形状パターンを接合することによって、前記内壁の前記連続面又は前記不連続面を前記複数の容器内遮蔽タイルで覆うステップをさらに含む、請求項３０に記載の方法。 - （ｉ）膨張に対する耐性、
（ｉｉ）中性子流路の低減、又は
（ｉｉｉ）それらの組み合わせ
に部分的に基づいて、前記容器内遮蔽タイルの前記底面形状を選択するステップをさらに含む、請求項３０に記載の方法。 - 前記底面形状が、湾曲多面体形状又はその切頭部分である、請求項３２に記載の方法。
- 前記２種類以上の中性子吸収材料を選択する前記ステップが、
（ｉ）前記容器内遮蔽体の容器内遮蔽体の厚さ、
（ｉｉ）前記容器内遮蔽体の幾何学的構成、
（ｉｉｉ）圧力容器が前記容器内遮蔽体をカプセル化し、前記容器内遮蔽体が原子炉炉心をカプセル化する、前記圧力容器の容器内高速フルエンスの推定される低減、
（ｉｖ）前記容器内遮蔽体の予想寿命、又は
（ｖ）それらの組み合わせ
に基づく、請求項１９に記載の方法。 - 前記２種類以上の中性子吸収材料を選択する前記ステップが、
（ｉ）圧力容器の内径、
（ｉｉ）原子炉炉心の外径、
（ｉｉｉ）反射体の反射体の厚さ、又は
（ｉｖ）それらの組み合わせ
に基づく、請求項１９に記載の方法。 - 前記近黒色の中性子吸収材料を共晶焼結して前記セラミック吸収粉末を製作するステップが、放電プラズマ焼結を用いて行われる、請求項１９に記載の方法。
- 前記容器内遮蔽体と対になる反射体ブロックを選択するステップと、
前記容器内遮蔽体の容器内遮蔽体の厚さを選択するステップと、
をさらに含み、
前記反射体ブロックが、反射体の厚さ、反射体拡散係数、及び反射体巨視的吸収断面積を有し、
前記容器内遮蔽体が、容器内遮蔽体拡散係数及び容器内遮蔽体巨視的吸収断面積を有し、
前記反射体ブロック及び前記容器内遮蔽体が、前記反射体の厚さ、前記反射体拡散係数、前記反射体巨視的吸収断面積、前記選択された容器内遮蔽体の厚さ、前記容器内遮蔽体拡散係数、及び前記容器内遮蔽体巨視的吸収断面積に少なくとも基づいて組み合わされた拡散長を有し、
前記反射体の厚さと前記選択された容器内遮蔽体の厚さとの合計が、前記組み合わされた拡散長の２倍未満である、請求項１９に記載の方法。 - 前記近黒色の中性子吸収材料を選択するステップが、同位体的に調整された近黒色の中性子吸収材料を選択するステップを含む、請求項１９に記載の方法。
- 原子炉システムを選択するステップをさらに含み、
前記２種類以上の中性子吸収材料を選択して前記容器内遮蔽体を形成するステップが、
（ｉ）前記原子炉システムの圧力容器の圧力容器の直径、
（ｉｉ）前記圧力容器への高速中性子フルエンス、及び
（ｉｉｉ）前記原子炉システムの外側の中性子フルエンス
に基づく、請求項１９に記載の方法。 - 前記容器内遮蔽体を圧力容器の内壁に取り付けるステップをさらに含む、請求項１９に記載の方法。
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