JP4341876B2

JP4341876B2 - 固体冷却原子炉

Info

Publication number: JP4341876B2
Application number: JP2001369229A
Authority: JP
Inventors: 哲夫松村
Original assignee: Central Research Institute of Electric Power Industry
Current assignee: Central Research Institute of Electric Power Industry
Priority date: 2001-01-31
Filing date: 2001-12-03
Publication date: 2009-10-14
Anticipated expiration: 2021-12-03
Also published as: JP2002303691A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、固体冷却原子炉に関する。さらに詳述すると、本発明は、原子炉の安全評価で必要な冷却材喪失事故、冷却機能喪失事故および反応度事故などの想定事故事象の発生を無くし安全性をより一層高めた原子炉に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
従来の原子炉は、炉心を原子炉圧力容器に収容し、更に原子炉圧力容器内を循環する気体または液体の冷却材によって炉心の熱を炉外に取り出すことにより炉心を冷却するようにしている。炉外に取り出された冷却材はその熱を蒸気発生器や熱交換機等を介して放熱されることによって再び冷却されて原子炉圧力容器内に還流されるようにしている。つまり、冷却材を流体とし、これを循環させることで炉心を冷却していた。具体的には、例えば軽水炉では軽水が、重水炉では重水が、ガス炉ではヘリウムガスや炭酸ガスが、高速増殖炉では液体金属がそれぞれ冷却材として用いられていた。
【０００３】
また、従来の原子炉では、炉心を冷却して高温となった冷却材を、発電用タービンを回転させるための蒸気や高温ガスの発生に使用しており、蒸気を発生させたりガスを高温にすることで冷却水を冷やした後、再度、炉心へと循環させるようにしていた。
【０００４】
一方、炉心の反応度を制御する方法としては、中性子吸収材からなる制御棒を炉心に挿脱する方法がある。従来は、原子炉の起動に要する時間等を考慮しつつ反応度事故が起きないように制御棒を例えば数ｃｍ／秒程度の速度で引き抜くようにしていた。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】
しかしながら、冷却材として気体や液体を使用する原子炉では、冷却材が流動するものであるため、その喪失を想定した対策、即ち冷却材喪失対策を別に講じておく必要があった。
【０００６】
また、炉心を冷却して高温となった冷却水を発電用蒸気や高温ガスを発生させることで冷却して再び炉心に循環させる原子炉では、例えばタービントリップや循環ポンプの故障等により蒸気や高温ガスが循環しなくなった場合等には、高温の冷却材を冷やすことができず炉心の冷却機能を喪失することになるため、その場合を想定した冷却機能喪失対策を別に講じておく必要があった。
【０００７】
また、原子炉の安全評価では、制御棒の飛び出しや冷却材の流量変化などによる反応度事故を想定する必要があることから、かかる反応度事故の想定を不要にする原子炉の開発が要請されている。
【０００８】
さらに、炉心の反応度の変化に対して受動的な反応度制御を可能にして原子炉の安全性をより一層高めたいとの要請もある。また、原子炉圧力容器を不要にして構造を簡素化したいとの要請もある。
【０００９】
本発明は、冷却材や炉心の冷却機能を喪失することがない原子炉を提供することを目的とする。また、本発明は、反応度事故を構造的に防止すると共に、受動的な反応度制御を可能にする原子炉を提供することを目的とする。更に、本発明は、原子炉圧力容器を不要にできる原子炉を提供することを目的とする。
【００１０】
【課題を解決するための手段】
かかる目的を達成するために請求項１記載の固体冷却原子炉は、原子炉容器を代用する熱伝導性の固体冷却ブロックを備え、固体冷却ブロックに燃料要素を封じ込めて固体冷却ブロックを原子炉容器として機能させて独立した存在としての原子炉容器を不要にし、且つ固体冷却ブロックに燃料要素を直接接触させて固体冷却ブロックを介して燃料要素の熱を取り出すようにすると共に燃料要素が固体冷却ブロックを溶融することのない出力密度の炉心を構成する一方、固体冷却ブロックをその周囲の流体の自然対流で冷却して除熱すると共に、固体冷却ブロックには燃料要素の封じ込め位置と異なる位置でブロック内を貫通し冷却材を循環させる冷却材パスが設けられ、パス内を流れる冷却材によって燃料要素から固体冷却ブロックに伝えられた熱が取り出され炉心が冷却されると共に取り出された熱が発電用、駆動用、暖房用の熱源として利用されるようにしている。
【００１１】
したがって、炉心に装荷された核燃料は固体冷却ブロックによって冷却され固体冷却ブロックを介して炉心の熱が取り出される。固体冷却ブロックに伝えられた熱の取り出しは、固体冷却ブロックの表面から周囲の流体例えば空気または水若しくはその他の液体へ放出されたり、場合によっては固体冷却ブロック内部若しくは表面に設けられる熱取り出し手段例えば熱交換手段などの冷却手段に伝えられる。炉心の出力密度は固体冷却ブロックを溶融可能な値よりも小さな値に設計されているので、即ち炉心停止後に余熱や崩壊熱で固体冷却ブロックが溶融しない程度の値に設計されているので、固体冷却ブロックが溶融することはない。しかも、固体冷却ブロックは液体や気体と違って流動するものではないため喪失することはない。また、仮に固体冷却ブロックを介して炉心の熱を冷却する手段がその能力を失ったとしても、固体冷却ブロックの表面から自然放熱により冷却されるため、冷却機能を完全に喪失することがない。炉心の余熱あるいは崩壊熱は、原子炉運転時の１／１０程度以下の除熱能力があれば足りるので、自然放熱によって十分に冷却を実現できる。
【００１２】
また、固体冷却ブロックは核燃料が充填された燃料要素を密封するものである。したがって、固体冷却ブロックが原子炉容器として機能し、液体や気体を冷却材とする原子炉で必要とされる圧力容器が不要になる。
さらに、固体冷却ブロックには該ブロック内を貫通し冷却材を循環させる冷却材パスが設けられ、パス内を流れる冷却材によって燃料要素の熱が取り出され炉心が冷却されると共に取り出された熱が発電用、駆動用、暖房用の熱源として利用されるようにしているので、固体冷却ブロックに伝えられた熱は冷却材パス内を流れる冷却材に伝達されて発電用、駆動用、暖房用の熱源として固体冷却ブロックの外に取り出される。したがって、炉心の出力を冷却材パスを使って循環する冷却材の冷却能力に応じた値とできる。その場合にも、冷却材の循環が何らかの理由により停止した時、例えば、タービントリップなどで冷却材パス例えば蒸気発生管からの熱の除去が無くなった場合でも、炉心の崩壊熱や余熱を固体冷却ブロックの表面から放熱して冷却されるため冷却機能を完全に喪失することもない。このようなときには、原子炉が受動的に停止するため、原子炉の発熱量を１００％除熱する必要はなく、原子炉の余熱除去の能力（原子炉発熱量の最大でも１０％程度、一般にはそれ以下）で十分である。
【００１３】
ここで、固体冷却ブロックはその表面での周囲の流体の自然対流による冷却、例えば空冷ないし水冷（水以外の液体も含まれる）によりで除熱される。したがって、仮に固体冷却ブロック内を通過する冷却材による固体冷却ブロックの除熱が不可能になったとしても、固体冷却ブロックはその表面から周囲の流体に放熱して冷却されるため冷却機能を完全に喪失することはない。固体冷却ブロックの水冷の場合には、請求項２記載の発明のように、炉心の余熱や崩壊熱を除去するに十分な量のプール内の液中に沈められ、液体の自然対流により冷却されることが好ましい。この場合には、冷却能力が空冷よりも遙かに大きくなるので、原子炉の熱出力を空冷による自然放熱の原子炉よりも大きくできる。しかも、液体をプールに蓄えておくことで、配管破断のように流体を喪失することがない。更に、この場合、固体冷却ブロックが液中に沈められ火災のおそれがないため、固体冷却ブロックとして黒鉛を使用することができる。黒鉛は熱中性子の吸収断面積が小さく、熱中性子の経済性が良好である。
【００１４】
また、固体冷却ブロックは、熱伝導性を有する固体物であれば実施可能であるが、中でも金属あるいは黒鉛の使用が好ましい。黒鉛ブロックの場合には、中性子の吸収が少なく無駄に吸収しないため経済性を有する。また、固体冷却ブロックとして、例えばアルミニウム、銅等の熱伝達性に優れた金属等を使用しても良く、この場合、固体冷却原子炉を熱中性子炉にするときには、熱中性子の吸収断面積が小さなアルミニウム等の使用が好ましい。また、金属製固体冷却ブロックを使用する場合には、火災の虞がないので、水冷に限らず空冷によっても冷却可能である。
【００１７】
また、請求項６記載の発明は、請求項２記載の固体冷却原子炉において、固体冷却ブロックが沈められている液中に放射線照射を受ける流体通路を設け、当該流体通路に放射化又は加熱する流体を流すようにしている。したがって、炉心から洩れた放射線が流体通路に照射される。この流体通路に流体を流すとこの流体にも放射線が照射され、例えばアイソトープを製造できる。また、放射線照射によって流体を加熱することができ、放射線のエネルギーを熱エネルギーとして取り出すことができる。
【００１８】
また、請求項７記載の発明は、請求項１から６のいずれかに記載の固体冷却原子炉において、制御棒と、制御棒の引き抜き速度を設定速度以下に制限する制限手段を備えるようにしたものである。したがって、構造的に制御棒を速い速度で引き抜くことができなくなり、制御棒飛び出しなどの反応度事故を防止することができる。
【００１９】
また、請求項８記載の発明は、請求項１から７のいずれかに記載の固体冷却原子炉において、固体冷却ブロックに温度変化に応じて反応度を増減する受動的制御装置が取り付けられており、受動的制御装置は、中性子吸収体と、該中性子吸収体に接続され温度変化によって変形する駆動部材とを備え、駆動部材は、中性子吸収体を炉心の外に位置させる第１の形状と、中性子吸収体を炉心内に移動させる第２の形状とを有し、且つ固体冷却ブロックの温度が設定温度以上に上昇すると第１の形状から第２の形状に変形するようにしたものである。
【００２０】
この場合、固体冷却ブロックの温度が駆動部材が第２の形状に変形する温度まで上昇することがない通常運転時には、駆動部材は第１の形状となっており、中性子吸収体は炉心の外に位置している。一方、固体冷却ブロックの温度が異常に上昇し変形の設定温度に達すると、駆動部材が第１の形状から第２の形状に変形して中性子吸収体を炉心内に移動させる。このため、炉心に負の反応度が挿入され、出力が減少する。そして、出力の減少により固体冷却ブロックの温度が低下すると、駆動部材の形状が第２の形状から第１の形状に戻り中性子吸収体を炉心から引き抜く。したがって、反応度が上昇し出力が増加する。このように炉心の温度の上下変動に応じて反応度が受動的に制御される。
【００２１】
また、請求項９記載の発明は、請求項１から８のいずれかに記載の固体冷却原子炉において、固体冷却ブロックに温度上昇に応じて反応度を減少させる安全棒装置が取り付けられており、安全棒装置は、中性子吸収体と、該中性子吸収体を磁気吸着して炉心の上方に吊した状態で支持する磁石体を備え、磁石体は、固体冷却ブロックの原子炉運転時における通常の温度よりも高く且つ固体冷却ブロックの融点よりも低い温度のキューリー点を有するようにしたものである。
【００２２】
この場合、固体冷却ブロックの温度が磁石体のキューリー点まで上昇することがない通常運転時には、中性子吸収体は炉心の上方に吊り下げられている。一方、固体冷却ブロックの温度が異常に上昇しキューリー点に達すると、磁石体が中性子吸収体を磁気吸着できなくなるので中性子吸収体が炉心内に落下する。このため、炉心に負の反応度が挿入され、出力が減少し、場合によっては原子炉を停止する。
【００２３】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の構成を図面に示す最良の形態に基づいて詳細に説明する。
【００２４】
図１に本発明の固体冷却原子炉を熱中性子炉として構成した実施形態の一例を概念的に示す。この固体冷却原子炉５は、原子炉容器を代用する熱伝導性の固体冷却ブロック１を備え、固体冷却ブロック１に燃料要素４を封じ込めて固体冷却ブロックを原子炉容器として機能させて独立した存在としての原子炉容器を不要にし、且つ固体冷却ブロック１に燃料要素４を直接接触させて固体冷却ブロック１を介して燃料要素４の熱を取り出すようにする一方、固体冷却ブロック１をその周囲の流体の自然対流で冷却して除熱するようにしたものである。より具体的には、この固体冷却原子炉５は、核燃料が装荷される燃料装荷部１ａと熱を利用のために取り出す熱取り出し部１ｂとを有する固体冷却ブロック１と、熱取り出し部１ｂに配置される熱交換手段２と、固体冷却ブロック１を溶融することのない出力密度を有する炉心３を備えるものである。
【００２５】
固体冷却ブロック１は、例えばアルミニウム、銅等の熱伝達性に優れた金属である。ただし、固体冷却原子炉５を熱中性子炉にする場合には、熱中性子の吸収断面積が小さなアルミニウム等の使用が好ましい。また、固体冷却ブロック１の表面には多数の放熱フィン１ｃが設けられている。
【００２６】
固体冷却ブロック１の例えば中心部分には、燃料装荷部１ａとなる穴が所定間隔で複数形成されている。燃料装荷部１ａに核燃料を充填した燃料棒等の燃料要素４を挿入し、燃料要素４と固体冷却ブロック１を直接接触させることで燃料で発生する熱を固体冷却ブロック１に伝えて燃料要素４を冷却する。燃料要素４の挿入後に燃料装荷部１ａとなる穴に蓋をして塞ぎ、燃料要素４を固体冷却ブロック１内に密封する。これにより固体冷却ブロック１が原子炉容器として機能し、強制循環される液体や気体を冷却材とする原子炉で必要とされていた原子炉容器を不要にすることができる。
【００２７】
また、固体冷却ブロック１の例えば燃料装荷部１ａの間には、該ブロック１を貫通し流動性の冷却材例えば軽水などを循環させて炉心３から熱を取り出す冷却材パスが設けられている。この冷却材パスは、例えば複数の貫通孔によって形成されている熱取り出し部１ｂと、該熱取り出し部１ｂに挿入されている熱交換手段２である蒸気発生管（以下、蒸気発生管２という）とによって構成されている。即ち、固体冷却ブロック１に蒸気発生器として機能する蒸気発生管２を組み込んでいる。蒸気発生管２内には、例えば軽水等の流体が流れている。この固体冷却原子炉５では燃料要素４の間に蒸気発生管２を配置しているため、蒸気発生管２内を流れる軽水が減速材として機能し熱中性子炉となる。なお、蒸気発生管２内で発生した蒸気は、例えば図示しない発電用のタービンに供給される。
【００２８】
炉心３は、固体冷却ブロック１を溶融することのない出力密度を有している。即ち、原子炉運転時に固体冷却ブロック１の温度が融点に達しないように出力密度を設計している。この場合、固体冷却ブロック１の容積や表面からの放熱、蒸気発生管２内の流量等も考慮される。出力密度の設計は、実用化されている軽水炉や実験炉等の出力密度の設計と同様の方法によって求めることができるので、その説明は省略する。なお、本実施形態では、燃料要素４や蒸気発生管２が配置される固体冷却ブロック１の中心部分が炉心３となっている。
【００２９】
固体冷却原子炉５の運転時の固体冷却ブロック１の温度は、例えば固体冷却ブロック１としてアルミニウムを使用する場合には、アルミニウムの融点が６６０℃であるので４００℃程度、固体冷却ブロック１として銅を使用する場合には、銅の融点が１０８４℃であるので８００℃程度である。即ち、固体冷却ブロック１の温度がこれらの温度になるように炉心３の出力密度が設計されている。したがって、固体冷却ブロック１が溶融することはない。
【００３０】
また、炉心３の出力密度は炉心停止後に余熱や崩壊熱で固体冷却ブロック１を溶融することがない程度の値に設計されている。したがって、炉心停止後にも固体冷却ブロック１が溶融することはない。
【００３１】
固体冷却原子炉５の運転により炉心３で発生した熱は固体冷却ブロック１に伝えられ、これにより炉心３は冷却される。そして、固体冷却ブロック１に伝えられた熱は熱取り出し部１ｂの蒸気発生管２に伝えられ、蒸気発生管２内を流れる軽水を加熱して蒸気を発生させる。そして、この蒸気を使って発電機の蒸気タービンを回転させて発電される。また、固体冷却ブロック１の表面からも放熱される。固体冷却ブロック１の表面には放熱フィン１ｃが多数設けられているので、効率よく放熱される。
【００３２】
なお、固体冷却ブロック１の周囲には自然対流により空気の流れが形成されている。この空気の流れによって固体冷却ブロック１の表面からの放熱をより一層効率よく行うことができる。固体冷却ブロック１は原子炉容器としても機能するものであり、その外側に空気の流れが形成されているので、原子炉容器内に冷却材の流れを形成していた従来の原子炉と比べて、空気の流れの形成やその制御が容易である。また、固体冷却原子炉５では固体冷却ブロック１に蒸気発生管２を貫通させて流体との間で熱交換を行っているが、この場合の蒸気発生管２は固体冷却ブロック１を単に貫通するに過ぎず、流体を固体冷却ブロック１の内部に染み込ませるものではないので、蒸気発生管２は固体冷却ブロック１に対して外側に配置されていることになり、この場合にも原子炉容器の外に流れが形成されていることになる。即ち、蒸気発生管２内の流れも固体冷却ブロック１の外に形成されており、原子炉容器内に冷却材の流れを形成していた従来の原子炉と比べると、流体の流れの形成やその制御が容易である。
【００３３】
この固体冷却原子炉５では蒸気発生管２内の軽水の流れが停止し熱取り出し部１ｂからの除熱が期待できない場合でも、炉心３を冷却し続けることができる。つまり、炉心３を冷却して加熱された固体冷却ブロック１はその表面で放熱し、溶融することなく炉心３を冷却し続けることができる。また、固体冷却ブロック１は金属であり熱伝導性が良いので、炉心３の冷却能力を十分に確保することができる。また、固体冷却ブロック１は固体であって流動するものではないため、液体や気体の冷却材と違って配管の破断等によって喪失することもない。また、固体冷却ブロック１は金属であるため、火災の心配がなく、しかも放射線の遮蔽性能が良い。さらに、固体冷却ブロック１は一塊りになっているので、構造上丈夫である。これらのため、原子炉の安全性がより一層向上する。
【００３４】
図２に、固体冷却原子炉５を高速中性子炉に適用した場合を概念的に示す。固体冷却ブロック１の熱取り出し部１ｂは、燃料装荷部１ａから十分離れた位置に設けられている。ここで、十分離れた位置とは、炉心３で核分裂反応に寄与する中性子の減速に対して熱取り出し部１ｂに配置された蒸気発生管２内の軽水が影響を全く与えないか、又は与えたとしても無視できるほど小さな影響に過ぎない位置である。このように熱取り出し部１ｂを燃料装荷部１ａから十分離すことで蒸気発生管２内の軽水によって核分裂反応に寄与する高速中性子が減速されてしまうのを防止することができる。また、固体冷却ブロック１としては、高速中性子の吸収断面積があまり大きくなく、熱伝達率が高く、アルミニウムと比べて融点の高い銅などの使用が好ましい。
【００３５】
かかる構成の高速中性子炉でも、たとえ蒸気発生管２内の軽水の流れが停止した場合であっても、固体冷却ブロック１は表面からの放熱によって炉心３を冷却し続けることができる。また、固体冷却ブロック１は流体でないため喪失することがない点、固体冷却ブロック１の火災を心配する必要がない点、固体冷却ブロック１による放射線の遮蔽性能が良好である点、固体冷却ブロック１が構造上丈夫である点、固体冷却ブロック１が原子炉容器として機能する点は、固体冷却原子炉５を熱中性子炉にした場合と同様であり、これらのため、原子炉の安全性がより一層向上する点も熱中性子炉の場合と同様である。
【００３６】
図３に、固体冷却原子炉５を備える原子力プラントの実施形態の一例を概念的に示す。蒸気発生管２は発電用タービン６に蒸気を供給するループ７の一部を構成している。蒸気発生管２内で発生した蒸気は発電用タービン６例えば蒸気タービンに供給されてこれを回転させる。これにより発電が行われる。そして、発電用タービン６を回転させた蒸気は復水器８で軽水の状態に戻された後、ポンプ９によって加圧されて蒸気発生管２に供給される。
【００３７】
更に、図４に他の実施形態を示す。この固体冷却原子炉は、固体冷却ブロック１を介して取り出された炉心の熱を更に流動性の冷却材を利用してブロック１の外に取り出す代わりに、熱電変換素子から成る熱交換手段２’を備えて、固体冷却ブロック１を介して取り出される炉心３の熱を利用して直接発電するようにしたものである。熱電変換素子２’を固体冷却ブロック１の表面に備え、あるいは中に埋設することによって、熱電変換素子２’の両極間に温度差を形成して電気の形態で炉心３の熱を取り出す。固体冷却ブロック１を介して取り出される炉心３の熱が熱電変換素子２’の一方の極に伝えられ、他方の極に接する固定冷却ブロック１’の熱が周囲の空気または水などへ放熱されることによって冷却されることで熱電変換素子２’の両極間に温度差が発生させられる。固体冷却ブロック１に伝えられた熱は固体冷却ブロック１を介して熱電変換素子２’に伝えられると共に、固体冷却ブロック１の表面からも周囲の空気中または水中若しくはその他の液体中に放出される。また、固体冷却ブロック１は液体や気体と違って流動するものではないため、喪失することはない。したがって、熱電変換素子２’による炉心３の除熱が不可能になったとしても、固体冷却ブロック１はその表面から放熱して冷却されるため冷却機能を完全に喪失することもない。この場合には、炉心３の熱によって発電を行うまでに喪失の可能性がある流体を全く使用せずに済み、上述の原子炉の安全性の向上と相俟って原子炉の安全性がさらに向上し、原子炉の無人運転化を図ることができる。
【００３８】
また、上述の説明では、固体冷却ブロック１の表面から空冷により放熱するようにしていたが、固体冷却ブロック１を常圧の水プールに沈めたり、固体冷却ブロック１の表面に水を噴霧する等の方法で水冷による放熱を行う事も可能である。水冷による放熱を行うことで、固体冷却ブロック１の表面からの放熱性能の向上が期待できる。
【００３９】
また、上述の説明では、蒸気発生管２内で発生した蒸気を例えば発電用タービン６に供給することで炉心３の熱を発電に利用していたが、これに限るものではなく、例えば炉心３で発生した熱を暖房等の熱源として利用しても良い。
【００４０】
また、上述の説明では、蒸気発生管２内に軽水を流して蒸気を発生させていたが、軽水に限るものではなく、例えば重水等の液体やヘリウムガスや炭酸ガス等の気体であっても良い。なお、蒸気発生管２内にガスを流す場合には、発電用タービン６としてガスタービンを使用することは勿論である。
【００４１】
さらに、固体冷却原子炉５を一つのモジュール（以下モジュール５という）とし、複数のモジュール５を並列に設置しても良い。この場合の概念を図５に示す。各モジュール５は原子炉格納容器１０内に設置されており、さらに遮蔽体１１で覆われている。遮蔽体１１内には空気の流れが形成されており、固体冷却ブロック１の表面から放出された熱を除去している。各モジュール５の蒸気発生管２は同一の発電用タービン６に接続されている。即ち、発電用タービン６の設置台数は１機であり、各モジュール５で発生した蒸気はこの１機の発電用タービン６に供給されて発電に使用される。発電用タービン６を回転させた後、図示しない復水器によって液体の状態に戻された軽水はポンプ９によって加圧され、各モジュール５の蒸気発生管２へと供給される。なお、符号１２は、モジュール５を搬入又は搬出するクレーンである。固体冷却原子炉５をモジュール化することで、発電規模等に応じた数だけモジュール５を設置すれば良い。このようにすることで、モジュール５や発電用タービン６等の数が必要最小限で足り、発電コストを安くすることができる。また、モジュール５の設置数に応じて発電用タービン６やポンプ９の数を増やしても良い。
【００４２】
図１５に本発明の他の実施形態として固体冷却原子炉を例えば暖房用の熱を発生させるなどの多目的炉として構成した例を示す。この固体冷却原子炉は、燃料要素４を該燃料要素４と直接接触する熱伝導性の固体冷却ブロック１で封じ込め該固体冷却ブロック１を介して燃料要素４の熱を取り出すようにしたものである。固体冷却ブロック１によって取り出された燃料要素４の熱は固体冷却ブロック１の周囲の流体の自然対流で冷却して除熱すると同時にその熱を暖房や海水脱塩も化学プロセスなどに利用するようにしたものである。この場合、炉心３で発生する熱は固体冷却ブロック１の表面（放熱フィンを含む）から放熱される他には冷却手段を有さないが、炉心の出力密度が固体冷却ブロック１を溶融することのない規模の炉心３を構成するようにしているので、運転中の溶融の虞はない。尚、固体冷却ブロック１の表面には多数の放熱フィン１ｃが設けられている。
【００４３】
次に、図１６〜図１９に水冷式の本発明の固体冷却原子炉の実施形態の一例を概念的に示す。本実施形態では、固体冷却原子炉を、例えば沸騰水形軽水炉（ＢＷＲ）としている。
【００４４】
固体冷却原子炉４５は、核燃料が装荷される燃料装荷部４１ａと、熱を利用のために取り出す熱取り出し部４１ｂとを有する固体冷却ブロック４１と、熱取り出し部４１ｂに配置される熱交換手段４２と、固体冷却ブロック４１を溶融することのない出力密度を有する炉心４３を備え、液中に沈められたものである。
【００４５】
固体冷却ブロック４１は、例えば黒鉛である。この固体冷却原子炉４５では固体冷却ブロック４１を液中に沈めており火災のおそれがないため、固体冷却ブロック４１として黒鉛を使用することができる。黒鉛は熱中性子の吸収断面積が小さく、熱中性子の経済性が良好である。ただし、固体冷却ブロック４１として、例えばアルミニウム、銅等の熱伝達性に優れた金属等を使用しても良く、この場合、固体冷却原子炉４５を熱中性子炉にするときには、熱中性子の吸収断面積が小さなアルミニウム等の使用が好ましい。
【００４６】
固体冷却ブロック１の例えば燃料装荷部４１ａの間には、該ブロック４１を貫通し流動性の冷却材例えば軽水などを循環させて炉心４３から熱を取り出す冷却材パスが設けられている。この冷却材パスは、例えば複数の貫通孔によって形成されている熱取り出し部４１ｂと、該熱取り出し部４１ｂに挿入されている熱交換手段４２である冷却管（以下、冷却管４２という）とによって構成されている。即ち、固体冷却ブロック４１には、燃料装荷部４１ａとなる穴が所定間隔で多数形成されている。各燃料装荷部４１ａは、例えば図１８に示すように、固体冷却ブロック４１の外側領域（図１８の仮想線Ａよりも外側の領域）４６に形成されている。燃料装荷部４１ａに核燃料を充填した燃料棒等の燃料要素４４を挿入し、燃料要素４４と固体冷却ブロック４１を直接接触させることによって燃料で発生する熱を固体冷却ブロック４１に伝えて炉心４３を冷却する。核燃料として例えば低濃縮ウラン酸化物燃料を用い、被覆管として例えば使用実績のあるジルカロイ合金などを使用する。燃料要素４４の装荷は燃料ユニット４７の製造時に併せて行う。燃料要素４４の挿入後に燃料装荷部４１ａとなる穴に蓋をして塞ぎ、燃料要素４４を固体冷却ブロック４１内に密封する。これにより固体冷却ブロック４１が原子炉圧力容器として機能し、一般的に必要な構成要素である原子炉圧力容器を不要にすることができる。このため、原子炉の構造が簡素化され、建設コストを安くすることができる。
【００４７】
また、固体冷却ブロック４１の外側領域４６の燃料装荷部４１ａの間と内側領域（外側領域４６の内側の領域）４８には、熱取り出し部４１ｂとなる貫通孔が多数形成されている。熱取り出し部４１ｂには冷却管４２が挿入されている。外側領域４６の冷却管４２の下端は、冷却水流入管４９に接続された入口室５０に連通されている。内側領域４８の冷却管４２の下端は、蒸気流出管５１に接続された出口室５２に連通されている。外側領域４６の冷却管４２の上端と内側領域４８の冷却管４２の上端は上部室５３を通じて連通されている。冷却管４２には例えば軽水等の流体が流れており、外側領域４６の冷却管４２を上昇しながら加熱されて蒸気となり、内側領域４８の冷却管４２を下降しながら過熱（スーパーヒート）される。燃料要素４４が設けられている外側領域４６の冷却管４２に軽水が流れることで軽水を減速材として用いることができる一方、減速材としての能力に劣る蒸気を燃料要素４４が設けられていない内側領域４８の冷却管４２に流すようにしている。
【００４８】
なお、燃料要素４４内は周囲よりも高圧になっており、その被覆管が膨らんで固体冷却ブロック４１との間の隙間を塞ぐ。このため、燃料要素４４と固体冷却ブロック４１とが良好に接触し熱伝達が良好に行われる。また、冷却管４２内は周囲よりも高圧になっており、冷却管４２が膨らんで固体冷却ブロック４１との間の隙間を塞ぐ。このため、冷却管４２と固体冷却ブロック４１とが良好に接触し熱伝達が良好に行われる。
【００４９】
固体冷却原子炉４５は、例えば複数の燃料ユニット４７を有している。燃料ユニット４７の設置数は固体冷却原子炉４５の出力規模に応じて決定され、逆に、燃料ユニット４７の設置数によって出力規模を決定することができる。固体冷却原子炉４５を例えば発電に使用する場合には、発電規模に応じた数の燃料ユニット４７を設置する。なお、固体冷却原子炉４５が小型のものであれば、燃料ユニット４７が１つであっても良い。本実施形態では、例えば１６個の燃料ユニット４７を、縦４列、横４列に並べて設置している。なお、燃料ユニット４７の間には、横断面形状が十字形状の制御棒が挿入される。
【００５０】
燃料ユニット４７の列の下方には、冷却水流入管４９と蒸気流出管５１が１本ずつ並べて配置されている。冷却水流入管４９及び蒸気流出管５１には所定間隔で４枚の取付フランジ５４が固着されている。これらの取付フランジ５４に燃料ユニット４７の底面に固着されたフランジ５５を重ね合わせて取り付け固定することで、各燃料ユニット４７を冷却水流入管４９と蒸気流出管５１の上に固定することができると共に、冷却水流入管４９と入口室５０を接続し、蒸気流出管５１と出口室５２を接続することができる。燃料交換などの際には、取付フランジ５４からフランジ５５を外して燃料ユニット４７ごと燃料交換する。冷却水流入管４９と蒸気流出管５１はそれぞれ順次束ねられて最終的にはそれぞれ１本の冷却水流入管４９と蒸気流出管５１に集約され、発電施設５６に導かれている。
【００５１】
炉心４３は、固体冷却ブロック４１を溶融することのない出力密度を有している。即ち、原子炉運転時に固体冷却ブロック４１の温度が融点に達しないように出力密度を設計している。この場合、固体冷却ブロック４１の容積や表面からの放熱、冷却管４２内の流量等も考慮される。出力密度の設計は、実用化されている軽水炉や実験炉等の出力密度の設計と同様の方法によって求めることができるので、その説明は省略する。なお、本実施形態では、燃料ユニット４７の燃料要素４４や冷却管４２が配置されている部分が炉心４３となっている。
【００５２】
また、炉心４３の出力密度は炉心停止後に余熱や崩壊熱で固体冷却ブロック４１を溶融することがない程度の値に設計されている。したがって、原子炉運転時や停止後に固体冷却ブロック４１が溶融することはない。
【００５３】
燃料ユニット４７は、原子炉プール５７内の液中に沈められている。原子炉プール５７内に溜められている液体としては、例えば水である。ただし、水に限るものではないことは勿論である。水は原子炉プール５７内に常圧で溜められている。
【００５４】
原子炉プール５７はいわゆる半地下構造に形成されている。即ち、原子炉プール５７は大きな穴に水を溜める構造を成しており、周囲を壁で囲んだ空間に水を溜める構造とはなっていない。このため、壁の破損による原子炉プール５７内の水の流出防止を図ることができる。固体冷却原子炉４５の通常運転時にも固体冷却ブロック４１から数％の熱が原子炉プール５７に伝わるため、原子炉プール５７内に小型熱交換器５８を設置して原子炉プール５７の保有水の温度を、例えば最高６０℃程度になるように冷却している。
【００５５】
冷却水流入管４９、蒸気流出管５１の破損などによる冷却材の喪失や、タービントリップ、蒸気ポンプの軸固着など冷却材による冷却能力が喪失した場合、燃料ユニット４７の冷却管４２中のボイドが増加し、負のボイド係数などにより、原子炉の反応度が低下し、原子炉が停止する。原子炉が停止しても炉心４３では崩壊熱が発生するが、この崩壊熱は燃料要素４４から固体冷却ブロック４１に伝わり、固体冷却ブロック４１の表面から原子炉プール５７の水に自然放熱される。このため、燃料要素４４、燃料ユニット４７などの温度が異常に高温になることは無く、これらの健全性は保たれる。即ち、公衆に多大な影響を与える可能性のある炉心溶融などの事故が発生するおそれは無く、このような事故を想定して原子炉を設計する必要がなくなる。
【００５６】
原子炉プール５７の保有水量は原子炉停止時の崩壊熱除去に対して十分な量となっている。このため、何らかの原因により原子炉プール５７内の小型熱交換器５８の冷却機能が働かなくても、炉心４３の崩壊熱を受容することができる。原子炉プール５７の周囲は、例えばコンクリートで固められている。また、原子炉プール５７の内面には例えばステンレス製のライナが張られており、保有水の浸み出しを防止している。
【００５７】
原子炉運転中は、原子炉プール５７は鋼製の原子炉蓋５９によって密閉されており、万が一の放射性物質の漏出を防止している。また、制御棒６０は、原子炉蓋５９の上部に設置された制御棒駆動機構６１によって駆動される。制御棒駆動機構６１は原子炉蓋５９の上部に設置されており、原子炉運転中でも制御棒駆動機構６１の保守・点検が可能であり、しかもその作業は容易である。制御棒６０は、例えば電磁石により制御棒駆動機構６１と結合されており、電源が切れた場合には重力により落下して原子炉に挿入される。
【００５８】
原子炉プール５７の隣には使用済み燃料プール６２が設けられており、使用済み燃料を燃料ユニット４７ごと冷却保管している。使用済み燃料プール６２と原子炉プール５７の間の仕切壁６３には移送用ゲート６４が設けられており、移送用ゲート６４を開いて使用済み燃料を燃料ユニット４７ごと移送する。原子炉運転時には移送用ゲート６４は閉じており、原子炉プール５７内を密閉する。燃料が使用済みの使用済み燃料ユニット４７は、原子炉建家６５の天井に設けられたクレーン６６によって原子炉プール５７から使用済み燃料プール６２に移送される。使用済み燃料ユニット４７をクレーン６６によって移送するので、遠隔操作によって移送することができる。また、仕切壁６３に移送用ゲート６４を設けて使用済み燃料ユニット４７の移送を水中で行うようにしているので、原子炉プール５７及び使用済み燃料プール６２内の水が放射線の遮蔽体となり、放射線防護が図られる。なお、原子炉プール５７の隣に使用済み燃料プール６２を設けなくても良い。また、図１６中符号６７は、燃料ユニット４７等を搬入、搬出するためのゲートである。
【００５９】
固体冷却原子炉４５の運転により燃料要素４４で発生した熱は固体冷却ブロック４１に伝えられ、これにより燃料要素４４は冷却される。そして、固体冷却ブロック４１に伝えられた熱は熱取り出し部４１ｂの冷却管４２に伝えられ、冷却管４２内を流れる軽水を加熱して蒸気を発生させると共に、発生した蒸気を過熱する。また、固体冷却ブロック４１の表面からも放熱される。これらにより、炉心４３が冷却される。
【００６０】
各燃料ユニット４７の冷却管４２内で発生した蒸気は蒸気流出管５１によって発電施設５６の蒸気タービンに導かれ、復水器によって水の状態に戻された後、主蒸気ポンプによって冷却水流入管４９を通じて各燃料ユニット４７に送り込まれる。なお、本実施形態の固体冷却原子炉４５は炉心４３で蒸気の発生を許容するＢＷＲ型軽水炉であるが、商業運転の実績があるＢＷＲ型軽水炉で必要とされている再循環系は不要である。これは、燃料ユニット４７に供給した軽水が燃料ユニット４７内で全て蒸気に変わるからである。
【００６１】
この固体冷却原子炉４５では、冷却管４２内の軽水の流れが停止し熱取り出し部４１ｂからの除熱が期待できない場合でも炉心４３を冷却し続けることができる点は、上述の固体冷却原子炉５と同様である。しかも、固体冷却ブロック４１を原子炉プール５７内に沈めており、固体冷却ブロック４１を水冷できるので、固体冷却ブロック４１を効率よく冷却することができ、その分、原子炉を大型化することができる。複数の燃料ユニット４７を設置すれば原子炉の熱出力を、例えば１０００ＭＷ程度にも大きく設計することが可能である。
【００６２】
また、固体冷却原子炉４５では、制御棒６０を重力落下式にしているため、固有安全性が高くなっている。また、原子炉プール５７内は常圧であり、制御棒６０が圧力で押し出されることが構造的になく、固有安全性がさらに高くなる共に、いわゆる制御棒６０の飛び出し事故を想定して原子炉を設計する必要がなくなる。
【００６３】
また、固体冷却ブロック４１は燃料要素４４を密封しており、固体冷却ブロック４１が原子炉圧力容器として機能する。また、固体冷却原子炉４５では固体冷却ブロック４１に冷却管４２を貫通させて軽水との間で熱交換を行っているが、この場合の冷却管４２は固体冷却ブロック４１を単に貫通するに過ぎず、軽水を固体冷却ブロック４１の内部に染み込ませるものではないので、冷却管４２は固体冷却ブロック４１に対して外側に配置されていることになる。即ち、冷却管４２内の流れは原子炉圧力容器として機能する固体冷却ブロック４１の外に形成されている。このため、原子炉圧力容器内に冷却材の流れを形成していた従来の原子炉と比べると、流体の流れの形成やその制御が容易であり、原子炉の構造を簡素化することができる。
【００６４】
なお、原子炉プール５７は常圧であり、燃料ユニット４７の冷却管４２内の圧力の方が高いため、たとえ冷却管４２が破損等しても原子炉プール５７内の水が冷却管４２内に流入することはないと考えられる。このため、原子炉プール５７内の水の流入によって冷却管４２内のボイドが減少し、正の反応度が印加されることはないと考えられる。仮に、原子炉プール５７内の水が冷却管４２内に流入して正の反応度が印加されたとしても、負のボイド係数の絶対値を適切な範囲に設計しておくことで、反応度印加時にも燃料ユニット４７が破損するなどの反応度事故を防止することは十分可能である。
【００６５】
この固体冷却原子炉４５では、上述のように事故の発生が構造的に防止され、運転員の迅速な操作を不要とする固有安全性の極めて高い原子炉となっている。かつ、固体冷却原子炉４５は、熱出力１０００ＭＷ、電気出力３００ＭＷ程度の小型炉の範囲の発電能力を十分確保できるため、原子炉圧力容器などを不要とするプラントの簡素化と相まって、電気出力１０００ＭＷ程度の大型発電炉に匹敵する経済性を達成することができる。
【００６６】
固体冷却原子炉４５の伝熱性能を評価するため、固体冷却ブロック４１の温度分布の解析を行った。その結果を、図２０に示す。この計算例では固体冷却ブロック４１として横断面形状が約４０ｃｍ×４０ｃｍの矩形を成す黒鉛ブロックを使用し、その中に９列×９列の合計８１本の燃料要素４４を収納し、その黒鉛ブロックの中心から対角線上の温度分布を示している。燃料要素４４の線出力は商業運転の実績のあるＢＷＲ型原子炉と同様の２０ｋＷ／ｍとした。また、黒鉛ブロックの表面にギャップ層を設けて原子炉プール５７ヘの自然放熱を制御している。図２０に示す様に燃料部分では１０００℃を越えているが、黒鉛部分の温度は最高４１７℃となった。冷却材喪失などで冷却管４２からの熱の除去が無くなった場合には、負のボイド係数などにより原子炉は自然に停止し、残留熱（崩壊熱）は固体冷却ブロック４１の表面から原子炉プール５７に自然放熱される。図２０には、残留熱が通常出力の５％（原子炉停止の約１５秒後）の場合の黒鉛ブロック内の温度分布を併せて示している。黒鉛部分の温度は最高５４２℃となり、黒鉛ブロックおよび燃料要素４４の健全性は担保されている。冷却材喪失直後は、固体冷却ブロック４１である黒鉛などの熱容量により温度上昇が抑制される。
【００６７】
なお、上述の形態は本発明の好適な形態の一例ではあるがこれに限定されるものではなく本発明の要旨を逸脱しない範囲において種々変形実施可能である。例えば、図２１に示すように、固体冷却ブロック４１が沈められている液中に放射線照射を受ける流体通路６８を設け、当該流体通路６８に放射化又は加熱する流体を流すようにしても良い。流体通路６８は、例えばパイプであり、燃料ユニット４７の近傍、例えば１０ｃｍの間隔をあけて配置されている。流体通路６８内を流れる流体は、例えば液体又は気体である。燃料ユニット４７から洩れる中性子やγ線を流体通路６８内の流体に照射して、例えばアイソトープの製造等が可能である。
【００６８】
また、流体通路６８のパイプ材料としてタングステン等を使用することで、燃料ユニット４７からのγ線によるγヒーティングにより流体を加熱することができる。流体通路６８は燃料ユニット４７から完全に独立しており、炉心４３の温度とは別個に流体通路６８内の温度を設定することができる。即ち、燃料溶融等の制約を受ける炉心４３の最高温度は制限されるが、流体通路６８内の温度はこのような制約を受けないので高温にすることができる。このため、例えば１０００℃程度の熱の発生が可能になり、このようような高温の熱をそのまま産業等に利用することが可能になると共に、その熱を利用して水素製造を行うことも可能になる。このように、流体通路６８は多目的に利用することができる。
【００６９】
この固体冷却原子炉４５は流体通路６８の設置に適している。つまり、商業運転の実績のある原子炉では原子炉圧力容器が必要であり、流体通路６８を設置するためには原子炉圧力容器に孔をあける必要がある。一般的に原子炉圧力容器に孔をあけるのは好ましいことではないため、流体通路６８の設置が困難である。これに対し、固体冷却原子炉４５は原子炉圧力容器が不要であり、流体通路６８の設置が容易である。つまり、例えば発電プラントに利用できるような大型の原子炉であるにもかかわらず流体通路６８の設置に向いており、例えば発電を行いながら放射線照射、熱利用、水素製造等を行うこともできる。
【００７０】
また、上述の説明では、原子炉プール５７内に水を溜めていたが、燃料ユニット４７を冷却する液体は水に限るものではないことは勿論である。
【００７１】
また、上述の説明では、冷却管４２内で発生した蒸気を例えば発電施設５６に供給することで炉心４３の熱を発電に利用していたが、これに限るものではなく、例えば炉心４３で発生した熱を暖房等の熱源として利用しても良い。
【００７２】
また、上述の説明では、冷却管４２内に冷却水として軽水を供給していたが、軽水に限るものではなく、例えば重水等の液体やヘリウムガスや炭酸ガス等の気体であっても良い。なお、冷却管４２内にガスを流す場合には、発電用タービンとしてガスタービンを使用することは勿論である。
【００７３】
また、上述の説明では、固体冷却原子炉４５をＢＷＲ型の原子炉にしていたが、冷却系を１次ループと２次ループに分けると共に１次ループ内を加圧して蒸気の発生を抑え、ＰＷＲ型の原子炉にしても良い。
【００７４】
さらに、燃料要素４４に使用する核燃料として高温ガス炉用の被覆粒子燃料の使用も可能である。
【００７５】
【実施例】
図６及び図７に、本発明の固体冷却原子炉５を熱中性子炉にした例を示す。
【００７６】
燃料要素４の被覆管内に充填する核燃料として、例えば、軽水炉で使用実績のある低濃縮ウランの酸化物燃料を使用する。また、被覆管の材料として、例えば、使用実績のあるジルカロイ合金やアルミニウム合金などを使用する。核燃料を充填した燃料棒４は固体冷却原子炉５の製造時に固体冷却ブロック１の中に装荷され、燃料棒４を装荷した後に上部蓋１４を被せて密封される。この固体冷却原子炉５では炉心３から使用済み燃料を取り出すのは廃炉時であり、稼働途中での核燃料の交換を想定していない。例えば、廃炉時に固体冷却ブロック１内に燃料棒４を密封したままの状態で原子炉５全体を図示しない専用取扱い施設に運搬し、水中においてマジックハンド等の遠隔装置等を使用して上部蓋１４を外し使用済み燃料を取り出す。
【００７７】
なお、この固体冷却原子炉５は、例えば２０年から６０年程度の期間にわたり燃料交換せずに運転される。既に運転実績のある軽水炉では核燃料（ウラン）の４％程度を５年程度の期間で燃焼させているが、固体冷却原子炉５では出力密度が既に運転実績のある軽水炉の１／１０〜１／１００以下になるように設計しているので、２０年〜６０年程度の期間に亘る運転が可能である。炉心３の出力密度は、燃料部分の単位体積当たりで、例えば１０ＭＷ／ｍ^３程度に設計されている。
【００７８】
また、この固体冷却原子炉５では、炉心３の出力密度を低く設定しているために蒸気発生管２の１本１本をそれぞれ複数の熱取り出し部１ｂに通している。例えば、１本の蒸気発生管２を３箇所の熱取り出し部１ｂに通すようにしている。この場合、最初に固体冷却ブロック１を通過する第１パス２ａは、炉心３の中心近傍に配置することが好ましい。第１パス２ａ内の軽水は第２パス２ｂや第３パス２ｃ内の軽水に比べて低温であり最もボイド率が低いために最も効率良く中性子を減速することができるからであり、同時に、仮に何らかの原因で蒸気発生管２内に温度の低い軽水が注入されたとしても軽水の温度変化を最小限に抑えて炉心３の反応度変化を最小にできるからである。なお、図６では蒸気発生管２を１本のみ記載しているが、これは構成を概念的に示したものであり、実際には固体冷却原子炉５の規模等に応じて適当な本数の蒸気発生管２を設置するのは勿論である。
【００７９】
この固体冷却原子炉５には、固体冷却ブロック１の温度変化に応じて炉心３の反応度を増減する受動的制御装置１５が取り付けられている。例えば、固体冷却ブロック１に穴を形成すると共に上部蓋１４に貫通孔を形成し、これらの穴及び貫通孔に遮蔽体１１に形成した孔１１ａから受動的制御装置１５を挿入することで、受動的制御装置１５を固体冷却ブロック１に取り付けている。
【００８０】
受動的制御装置１５を図８に示す。受動的制御装置１５は、中性子吸収体１６と、中性子吸収体１６に接続され温度変化によって変形する駆動部材１７とを備え、駆動部材１７は、中性子吸収体１６を炉心３の外に移動させる第１の形状と、中性子吸収体１６を炉心３内に移動させる第２の形状とを有し、且つ固体冷却ブロック１の温度が設定温度Ｔ以上に上昇すると第１の形状から第２の形状に変形するものである。
【００８１】
中性子吸収体１６は、例えばＢ_４Ｃ、Ａｇ−Ｉｎ−Ｃｄ等である。中性子吸収体１６は例えば棒状に成形され、スリーブ１８内に収容されている。中性子吸収体１６には支持棒１９が取り付けられており、この支持棒１９はスリーブ１８内に固定された第２のプレート２０及び第３のプレート２１を貫通している。第２のプレート２０と第３のプレート２１の間には第１のプレート２２が配置され、この第１のプレート２２は支持棒１９の途中に固定されている。即ち、第１のプレート２２はスリーブ１８内を支持棒１と一体となって移動可能である。
【００８２】
駆動部材１７は、例えばＮｉ−Ｔｉ−Ｐｂ合金の形状記憶合金で形成されたコイルスプリングで、第２のプレート２０と第１のプレート２２の間に配置されている。形状記憶合金はその組成を調節することで変態温度（設定温度Ｔ）を設定することができる。変態温度Ｔは、例えば固体冷却原子炉５の通常運転時の固体冷却ブロック１の温度よりも高く、固体冷却ブロック１の融点よりも低い温度に設定されている。変態温度Ｔは、例えば８１０℃である。
【００８３】
炉心３の温度上昇により駆動部材１７の温度が上昇して変態温度Ｔを超えると、駆動部材１７は縮められた状態の第１の形状から伸びた状態の第２の形状に変形する。駆動部材１７が第１の形状を成している場合には、図８中実線で示すように、第１のプレート２２と第３のプレート２１の間に配置されたコイルスプリング２３によって中性子吸収体１６が持ち上げられており、したがって、中性子吸収体１６は炉心３の外に配置されている。一方、温度上昇により駆動部材１７が第２の形状に変形すると、図８中二点鎖線で示すように、コイルスプリング２３を押し縮めて中性子吸収体１６が下降し、したがって中性子吸収体１６が炉心３に挿入される。
【００８４】
例えば、駆動部材１７が長さ３０ｃｍ程度のコイルスプリングである場合、この駆動部材１７を長さ５ｃｍ程度にまで圧縮しておくことで、変態温度Ｔを越すと駆動部材１７の長さが２５ｃｍ程度伸びることになる。例えば高さが１００ｃｍ程度の固体冷却原子炉５の場合、その高さが中央の２０ｃｍ〜８０ｃｍの位置が最も反応度に影響を与える場所となる。このため、駆動部材１７に接続した中性子吸収体１６を固体冷却原子炉５の高さで９０ｃｍ程度の位置に予め設置しておけば、駆動部材１７の温度が変態温度Ｔを越えた場合に中性子吸収体１６の高さは６５ｃｍの位置まで下がり、十分、原子炉５を停止することが可能である。
【００８５】
また、この固体冷却原子炉５に、固体冷却ブロック１の温度上昇に応じて反応度を減少させる安全棒装置２４を併設しても良い。例えば、固体冷却ブロック１に穴を形成すると共に上部蓋１４に貫通孔を形成し、これらの穴及び貫通孔に遮蔽体１１に形成した孔１１ｂから安全棒装置２４を挿入することで、安全棒装置２４を固体冷却ブロック１に取り付けている。
【００８６】
安全棒装置２４を図９に示す。安全棒装置２４は、中性子吸収体１６と、中性子吸収体１６を磁気吸着して炉心３の上方に吊した状態で支持する磁石体２５を備え、磁石体２５は固体冷却ブロック１の原子炉運転時における通常の温度よりも高く且つ固体冷却ブロック１の融点よりも低い温度のキューリー点を有している。本実施例では、中性子吸収体１６に鉄片２６を取り付け、この鉄片２６を磁石体２５で吸着するようにしている。ただし、中性子吸収体１６自体が磁石に吸着されるものである場合には、磁石体２５によって中性子吸収体１６を直接吸着するようにしても良いことは勿論である。
【００８７】
磁石体２５はブラケット２７によってスリーブ２８の内周面に取り付けられている。本実施例では、例えば、固体冷却ブロック１として融点が６６０℃のアルミニウムを使用しており、原子炉運転時における固体冷却ブロック１の温度は通常３００〜４００℃程度であるので、磁石体２５として４６０℃のキューリー点を有するＢａフェライト磁石を使用する。
【００８８】
中性子吸収体１６は、例えばＢ_４Ｃ、Ａｇ−Ｉｎ−Ｃｄ等である。中性子吸収体１６はスリーブ２８内に収納され、図９中実線で示すように、磁石体２５によって吸着され吊り下げられている。固体冷却ブロック１の温度上昇により磁石体２５の温度がキューリー点を超えると、図９中二点鎖線で示すように重力により中性子吸収体１６が落下する。なお、この磁石体２５を用いた安全棒装置２４では、重力を利用して中性子吸収体１６を落下させる構造であるので、中性子吸収体１６を一度落下させると、反応度の減少により炉心３の温度が低下しても中性子吸収体１６が炉心３から自動的に抜き取られることはなく、運転員の操作により中性子吸収体１６が炉心３から抜き取られるまでは原子炉は停止している。
【００８９】
この固体冷却原子炉５は、運転員が原子炉を起動、停止、出力制御するための制御棒２９と、制御棒２９の引き抜き速度を設定速度以下に制限する制限手段３０を備えている。図１０に制御棒２９を、図１１に制御手段３０を示す。スリーブ３１内には小型の環状ステップモータ３２が設置され、この環状ステップモータ３２が回転するとねじ棒３３が上下に移動する。ねじ棒３３の下端には電磁石３４が取り付けられており、この電磁石３４は中性子吸収体１６に取り付けられた鉄片２６を磁気吸着している。
【００９０】
制限手段３０は、例えば環状ステップモータ３２の回転速度の最速値を制限する電気的な制御機構であり、環状ステップモータ３２とこの環状ステップモータ３２を制御するコントローラ３５の間に設けられている。したがって、コントローラ３５が環状ステップモータ３２を所定の速度よりも速い速度で回転させようとしても、制限手段３０がその速度を所定速度に制限し、中性子吸収体１６の移動速度を制限する。ただし、制限手段３０は電気的な制御機構に限るものではなく、例えば環状ステップモータ３２を制御するコンピュータプログラムであっても良く、このコンピュータプログラムによって環状ステップモータ３２の回転速度の上限を設けるようにしても良い。
【００９１】
制限手段３０は、制御棒２９の引き抜き速度が最速で例えは数ｃｍ／分程度になるように、環状ステップモータ３２の最高回転速度を制限する。制御棒２９の引き抜き速度の最速値を数ｃｍ／分程度に制限することで、固体冷却原子炉５の起動に例えば１日以上の時間を要するが、反応度の変化を極力緩やかにしてより一層の安全性を実現するために長時間かけての起動を容認するとの設計思想である。ちなみに、稼働実績のある一般的な軽水炉では制御棒の引き抜き速度は数ｃｍ／秒程度であり、この速度でも十分に安全性は確保されているが、この固体冷却原子炉５では、燃料交換を想定していないことから原子炉の停止と再起動を行う回数が少なく、上記設計思想の実現が容易である。
【００９２】
運転員は、固体冷却原子炉５の起動、停止、反応度制御のために環状ステップモータ３２を操作して中性子吸収体１６を上下に移動させる。この場合の中性子吸収体１６の移動速度は極めて低速であるので、炉心３の反応度の変化は非常に緩やかである。一方、スクラムなどの原子炉停止時には、電磁石３４の電流を断つことで中性子吸収体１６を炉心３に瞬間的に落下させることができる。中性子吸収体１６を落下させることで、原子炉５が停止する。なお、発電所の電源喪失などの異常時には、この電磁石３４の電流が遮断され、中性子吸収体１６を瞬間的に落下させる。
【００９３】
かかる構成の固体冷却原子炉５を燃料交換することなく２０年〜６０年にわたり運転するためには、長期的な燃料の燃焼欠損による反応度の低下への補償が必要である。このため、固体冷却原子炉５では、反応度低下の予測に従って炉心３の近傍に減速材チューブ３６を設置する。図１２に、減速材チューブ３６を示す。被覆管３７内に軽水等の減速材３８が封入されている。この減速材チューブ３６を炉心３に挿入することで、炉心３の中性子を減速させる能力を向上させて熱中性子の割合を増加させ、燃料の燃焼欠損による反応度の低下を補償する。なお、減速材チューブ３６の炉心３近傍への挿入は定期点検等により原子炉５を停止させている時に行われ、反応度事故の発生を防止する。また、被覆管３７内に封入する減速材３８としては軽水に限るものではなく、重水等の液体、ＺｒＨ等の固体を使用しても良いことは勿論である。
【００９４】
なお、固体冷却原子炉５の固体冷却ブロック１と遮蔽体１１の間には空気の流れが形成されており、固体冷却ブロック１の表面からの放熱を促進させている。固体冷却ブロック１は燃料棒４を密封するものであって原子炉容器即ち軽水炉では圧力容器として機能するものであるため、空気の流れが圧力容器として機能するものの外に形成されることになる。このようにすることで、圧力容器の内部に流れを形成する場合に比べて、空気の流れの形成やその制御が容易であり、また空気の流れの確認も容易である。即ち、運転実績のある原子炉では圧力容器の内部に冷却材の流れを形成しているが、固体冷却原子炉５では圧力容器として機能する固体冷却ブロック１の外に空気の流れを形成しているので、空気の流れを形成したり制御したりするのが容易であり、また空気の流れの確認も容易になり、安全性が判りやすくなり、また安全性をより一層高くすることができる。
【００９５】
固体冷却原子炉５の運転により炉心３で発生した熱は固体冷却ブロック１に伝えられ、これにより炉心３は冷却される。そして、固体冷却ブロック１に伝えられた熱は蒸気発生管２に伝えられ、蒸気発生管２内を流れる軽水を加熱して蒸気を発生させる。また、固体冷却ブロック１の表面からも放熱される。蒸気発生管２内に発生した蒸気は、例えば発電用タービン６に供給される。
【００９６】
この固体冷却原子炉５では、運転中に固体冷却ブロック１の温度が上昇して蒸気発生管２内の減速材として機能する軽水の温度も上昇すると、そのボイド率が増加するので高速中性子が熱中性子に減速される割合が減少して炉心３の反応度が低下する。即ち、自己制御性が働く。一方、運転中に固体冷却ブロック１の温度が上昇した場合であっても蒸気発生管２内の流量が増加したときには、結果的に減速材として機能する軽水の温度はあまり上昇しない。このため、上述の減速材の温度上昇による自己制御性はあまり期待することはできないが、この場合には固体冷却ブロック１の温度上昇によって受動的制御装置１５が作動し中性子吸収体１６を炉心３に移動させるので、炉心３に負の反応度を付与することができる。また、固体冷却ブロック１が熱膨張するので固体冷却ブロック１による高速中性子の炉心外への漏洩が増加して反応度をさらに低下させる。即ち、この場合にも自己制御性が働くことになる。そして、反応度が低下して固体冷却ブロック１の温度が正常値に戻ると、受動的制御装置１５の駆動部材１７の形状が第２の形状から第１の形状に戻り中性子吸収体１６が炉心３から引き抜かれる。したがって、炉心３の反応度が増加し、目標の出力で原子炉５が運転される。即ち、炉心３の温度に応じて炉心３の反応度が自動的に制御され、原子炉の自動運転が可能になる。また、核燃料の温度上昇によるドップラー効果によって反応度が減少するので、これによる自己制御性も期待できる。
【００９７】
また、受動的制御装置１５の中性子吸収体１６を炉心３に移動させることで原子炉が停止するように設計しておくことで、固体冷却ブロック１の温度が所定温度まで上昇した場合には、受動的制御装置１５によって固体冷却原子炉５を自動的に停止させることができる。したがって、固体冷却原子炉５の安全性がより一層高まる。
【００９８】
また、安全棒装置２４を併設した場合には、固体冷却ブロック１の温度が上昇して安全棒装置２４の磁石体２５の温度が４６０℃のキューリー点に達すると、磁石体２５により磁気吸着されていた中性子吸収体１６が炉心３に落下し負の反応度が挿入されて原子炉を停止させる。このように受動的制御装置１５とは別系統の安全棒装置２４を併設することで、より安全性が向上する。なお、磁石体２５を用いた安全棒装置２４では中性子吸収体１６が一度炉心３に挿入されると、固体冷却ブロック１の温度が低下しても炉心３から中性子吸収体１６が自動的に引き抜かれることはなく、運転員に操作されるまで原子炉５は停止したままである。
【００９９】
この固体冷却原子炉５では蒸気発生管２内の軽水の流れが停止し又は喪失し熱取り出し部１ｂからの除熱が期待できない場合でも、固体冷却ブロック１の表面で放熱が行われ、炉心３を冷却し続けることができる。つまり、炉心３を冷却して加熱された固体冷却ブロック１はその表面で放熱するので、溶融することなく炉心３を冷却し続けることができる。固体冷却ブロック１の表面には多数の放熱フィン１ｃが設けられているので、自然空冷能力が向上している。また、圧力容器として機能する固体冷却ブロック１の外への放熱であり、固体冷却ブロック１の周囲に空気の流れを形成する等して固体冷却ブロック１の外から放熱を制御することができるため、その制御が容易である。また、固体冷却ブロック１は金属であり熱伝導性が良いので、炉心３の冷却能力を十分に確保することができる。なお、タービントリップなどで蒸気発生管２内の軽水による固体冷却ブロック１の除熱が期待できなくなった場合には、受動的制御装置１５等によって原子炉が停止するため、運転停止後における原子炉の崩壊熱（原子炉の通常運転時の発熱量の１０％程度以下）を除去できる能力を有すれば良く、通常運転時における炉心３の発熱量を１００％除熱する能力を有する必要は無い。
【０１００】
図１３及び図１４に、本発明の固体冷却原子炉５を高速中性子炉にした例を示す。
【０１０１】
液体ナトリウム冷却高速増殖炉と同様に、Ｕ−Ｐｕ混合酸化物燃料をステンレス合金の被覆管内に充填した燃料棒４を使用する。ただし、かかる燃料棒４に限るものではなく、核燃料として例えば窒化物燃料や金属燃料等を使用しても良く、被覆管の材料として例えばジルカロイ等を使用しても良い。なお、金属燃料を使用する場合には、燃料の金属ウランや金属プルトニウムと被覆管のステンレス中の鉄やＮｉが６５０℃程度以上の温度で合金を作り溶けてしまう液層形成現象が発生する虞があるので、鉄，Ｎｉなどを含まないジルコニウム，ジルカロイ等の被覆管の利用によりこれを防止する必要がある。
【０１０２】
なお、燃料棒４の装荷や取り出しは、上述の熱中性子炉に適用した場合と同様に、発電所のサイトでは行わず、固体冷却原子炉５の製造時に装荷し、２０年〜６０年程度の運転期間の終了後に固体冷却原子炉５全体を専用取り扱い施設に運搬しそこで燃料棒４を取り出す。
【０１０３】
銅製の固体冷却ブロック１の燃料装荷部１ａから十分離れた位置に熱取り出し部１ｂとなる孔をあけ、蒸気発生管２を挿入する。これにより、蒸気発生管２内の軽水が炉心３の反応度に影響するのを防止する。ただし、この場合には、蒸気発生管２が炉心３から十分離れた位置に配置されているので、固体冷却ブロック１が高温になった場合のボイド発生による原子炉の自己制御性を期待することができない。しかしながら、この場合には蒸気発生管２に低温の水が進入した場合の反応度の印加の影響も考慮する必要が無くなる。なお、蒸気発生管２内の流体として軽水を使用する代わりに、例えばＨｅガス等のガス用いても良い。ガスは軽水に比べて高速中性子を熱中性子に減速する能力に劣るため、蒸気発生管２内の流体としてガスを用いる場合には蒸気発生管２を炉心３に近い位置に設置することが可能になる。このため、原子炉の設計の自由度が向上する。
【０１０４】
本実施例では、固体冷却原子炉５を高速中性子炉とした場合にも受動的制御装置１５を設けている。したがって、熱中性子炉とした場合と同様に、炉心３の温度変化に応じて反応度を自動的に制御することができる。また、受動的制御装置１５の中性子吸収体１６を炉心３に挿入することで原子炉５が停止するように設計した場合には、タービントリップなどで蒸気発生管２内の流体による固体冷却ブロック１の除熱が期待できなくなり、固体冷却ブロック１の温度が上昇することで、受動的制御装置１５の中性子吸収体１６が炉心３に移動し原子炉５を自動的に停止させることができる。
【０１０５】
また、受動的制御装置１５と安全棒装置２４とを併設しても良い。高速中性子炉の運転時には固体冷却ブロック１の温度は通常６００℃〜８００℃程度であり、固体冷却ブロック１として使用する銅の融点は１０８４℃であるので、安全棒装置２４の磁石体２５として、例えば８５０℃のキューリー点を有するアルニコ磁石を使用する。固体冷却ブロック１の温度が上昇して安全棒装置２４の磁石体２５の温度が８５０℃のキューリー点に達すると、磁石体２５により磁気吸着されていた中性子吸収体１６が落下し炉心３に負の反応度を挿入して原子炉を停止させる。このように受動的制御装置１５とは別系統の安全棒装置２４を併設することで、より安全性が向上する。
【０１０６】
また、固体冷却原子炉５を高速中性子炉とした場合にも、熱中性子炉の場合と同様に、制御棒２９に制限手段３０を設けて良いことは勿論である。
【０１０７】
また、この固体冷却原子炉５を燃料交換することなく２０年〜６０年にわたり運転するためには、長期的な燃料の燃焼欠損による反応度の低下への補償が必要である。高速中性子炉の場合は炉内でプルトニウムを増殖させることができるため、燃焼欠損による反応度の低下を最小に設計する事が可能であるが、プルトニウムの増殖に加えて、予め炉心３内に挿入しておいた中性子吸収体３９を必要に応じて数年〜数１０年間隔で定期的に少しずつ取り出すようにして燃料欠損による反応度補償を行っている。なお、予め炉心３に設置しておく中性子吸収体３９としては、例えば鉄などの使用が可能である。
【０１０８】
この固体冷却ブロック１の表面にも多数の放熱フィン１ｃが設けられており、自然空冷能力を向上させている点については、熱中性子炉と同様である。
【０１０９】
なお、上述の説明では、受動的制御装置１５と安全棒装置２４とを併設していたが、両方を一緒に必ず設けなくても良く、どちらか一方のみの設置でも良い。
【０１１０】
【発明の効果】
以上説明したように請求項１記載の固体冷却原子炉によると、炉心を固体冷却ブロックによって冷却し、該固体冷却ブロックを介して炉心で発生する熱を利用すると共に固体冷却ブロックの表面で自然対流による流体で冷却するようにしているので、冷却材の喪失が起こらず、たとえ熱利用側における固体冷却ブロックからの熱の取り出しが無くなった場合であっても、固体冷却ブロックはその表面で放熱を行うので冷却機能を完全に喪失することはなく、炉心を冷却し続けることができる。即ち、冷却材を喪失したり炉心の冷却機能を喪失することがなく、原子炉の固有安全性をより一層向上させることができる。また、緊急時炉心冷却系（ＥＣＣＳ）や余熱除去系などの安全施設が不要となり、原子炉の設備が簡素化されてコストを低減することができる。
【０１１１】
また、固体冷却ブロックが核燃料が充填された燃料要素を密封しているので、固体冷却ブロックを圧力容器として機能させることができる。このため、圧力容器が不要となり、原子炉の構造を簡素化することができる。
また、固体冷却ブロックに伝えられた熱が冷却材パス内を流れる冷却材に伝達されて発電用あるいは駆動用などの熱源として固体冷却ブロックの外に取り出されるので、炉心の出力を冷却材パスを使って循環する冷却材の冷却能力に応じた値とできる。即ち、大出力の原子炉とできる。しかも、その場合においても、冷却材の循環が何らかの理由により停止した時、例えば、タービントリップなどで冷却材パス例えば蒸気発生管からの熱の除去が無くなった場合でも、炉心の崩壊熱や余熱は固体冷却ブロックの表面からの放熱による冷却で十分に除熱できる。
【０１１２】
また、請求項２あるいは３に記載の固体冷却原子炉によると、仮に固体冷却ブロック内を通過する冷却材による固体冷却ブロックの除熱が不可能になったとしても、固体冷却ブロックはその表面から周囲の流体に放熱して冷却されるため冷却機能を完全に喪失することはない。しかも、自然対流による冷却なので、冷却流体を循環させるポンプやファンなどの装置が不要であると共に、これらが停電等により停止した場合に備える更なる安全装置も不要となる。
【０１１３】
特に、請求項２記載の固体冷却原子炉によると、冷却能力が空冷よりも遙かに大きくなるので、原子炉の熱出力を空冷による自然放熱の原子炉よりも大きくできる。しかも、液体をプールに蓄えておくことで、配管破断のように流体を喪失することがない。更に、この場合、固体冷却ブロックが液中に沈められ火災のおそれがないため、固体冷却ブロックとして黒鉛を使用することができる。黒鉛は熱中性子の吸収断面積が小さく、熱中性子の経済性が良好である。また、金属製の固体冷却ブロックを使用する場合には、火災の虞がないので、水冷に限らず空冷によっても冷却可能である。
【０１１６】
また、請求項６記載の固体冷却原子炉によると、炉心から洩れた放射線を利用してプール内の流体通路を流れる流体にも放射線を照射して、例えばラジオアイソトープを製造したり、流体を加熱してその熱を利用したり、水素製造を行ったりすることができる。
【０１１７】
また、請求項７記載の固体冷却原子炉によると、制御棒の挿脱による急激な反応度の変化を防止することができ、構造的に反応度事故を防止することができる。
【０１１８】
また、請求項８記載の固体冷却原子炉によると、固体冷却ブロックの温度が異常に上昇し変形の設定温度に達したときに、駆動部材が第１の形状から第２の形状に変形して中性子吸収体を炉心内に移動させるため、炉心に負の反応度が挿入され、出力が減少する。そして、出力の減少により固体冷却ブロックの温度が低下すると、駆動部材の形状が第２の形状から第１の形状に戻り中性子吸収体を炉心から引き抜き、反応度を上昇させて出力を増加させる。このように炉心の温度の上下変動に応じて反応度が受動的に制御される。
【０１１９】
また、請求項９記載の固体冷却原子炉によると、固体冷却ブロックの温度が磁石体のキューリー点まで上昇することがない通常運転時には、中性子吸収体は炉心の上方に吊り下げられているが、炉心の温度が異常上昇した場合には中性子吸収体を磁気吸着している磁石体が磁性を失うので、中性子吸収体を炉心に落下させて原子炉を停止させることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明を適用した固体冷却原子炉の第１の実施形態を示し、原子炉を熱中性子炉にした場合の概念図である。
【図２】本発明を適用した固体冷却原子炉の第２の実施形態を示し、原子炉を高速中性子炉にした場合の概念図である。
【図３】本発明を適用した原子力プラントの第１の実施形態を示す概念図である。
【図４】本発明を適用した固体冷却原子炉の第３の実施形態を示し、熱交換手段として熱電変換素子を使用した場合の概念図である。
【図５】本発明適用した原子力プラントの第２の実施形態を示し、固体冷却原子炉をモジュール化して複数のモジュールを設置した場合の概念図である
【図６】本発明の固体冷却原子炉を熱中性子炉にした例を示す概念図である。
【図７】図６の熱中性子炉の燃料棒や蒸気発生管等の配置関係を示す概念図である。
【図８】受動的制御装置を示す縦断面図である。
【図９】安全棒装置を示す縦断面図である。
【図１０】制御棒を示す縦断面図である。
【図１１】制限手段を示す概念図である。
【図１２】反応度を補償する減速材チューブを示す縦断面図である。
【図１３】本発明の固体冷却原子炉を高速中性子炉にした例を示す概念図である。
【図１４】図１３の高速中性子炉の燃料棒や蒸気発生管等の配置関係を示す概念図である。
【図１５】本発明の固体冷却原子炉を暖房用熱源等として利用可能な多目的原子炉として構成した実施形態を示す概念図である。
【図１６】本発明を適用した固体冷却原子炉の第４の実施形態を示し、その固体冷却原子炉を備えた原子力プラントの概念図である。
【図１７】固体冷却原子炉をＢＷＲとした場合の燃料ユニットを示す縦断面図である。
【図１８】固体冷却原子炉をＢＷＲとした場合の燃料ユニットを示す横断面図である。
【図１９】固体冷却原子炉をＢＷＲとした場合の燃料ユニットの配置を示す概念図である。
【図２０】通常時及び崩壊熱除去次の燃料ユニット内の温度分布を示す図である。
【図２１】本発明を適用した固体冷却原子炉の第５の実施形態を示す概念図である。
【符号の説明】
１固体冷却ブロック
１ａ燃料装荷部
１ｂ熱取り出し部
２熱交換手段
３炉心
４核燃料を充填した燃料棒（燃料要素）
１５受動的制御装置
１６中性子吸収体
１７駆動部材
２４安全棒装置
２５磁石体
２９制御棒
３０制限手段
４１固体冷却ブロック
４１ａ燃料装荷部
４１ｂ熱取り出し部
４２熱交換手段
４３炉心
４４核燃料を充填した燃料棒
４５固体冷却原子炉
５７原子炉プール
６８放射線照射を受ける流体通路

Claims

原子炉容器を代用する熱伝導性の固体冷却ブロックを備え、前記固体冷却ブロックに燃料要素を封じ込めて前記固体冷却ブロックを原子炉容器として機能させて独立した存在としての原子炉容器を不要にし、且つ前記固体冷却ブロックに前記燃料要素を直接接触させて前記固体冷却ブロックを介して前記燃料要素の熱を取り出すようにすると共に前記燃料要素が前記固体冷却ブロックを溶融することのない出力密度の炉心を構成する一方、前記固体冷却ブロックをその周囲の流体の自然対流で冷却して除熱すると共に、前記固体冷却ブロックには前記燃料要素の封じ込め位置と異なる位置で前記ブロック内を貫通し冷却材を循環させる冷却材パスが設けられ、前記パス内を流れる冷却材によって前記燃料要素から前記固体冷却ブロックに伝えられた熱が取り出され前記炉心が冷却されると共に取り出された熱が発電用、駆動用、暖房用の熱源として利用されることを特徴とする固体冷却原子炉。
前記固体冷却ブロックは炉心の余熱や崩壊熱を除去するに十分な量のプール内の液中に沈められ、前記液体の自然対流により冷却されることを特徴とする請求項１記載の固体冷却原子炉。
前記固体冷却ブロックはその表面での自然対流により空冷されることを特徴とする請求項１記載の固体冷却原子炉。
前記固体冷却ブロックは金属であることを特徴とする請求項２また３記載の固体冷却原子炉。
前記固体冷却ブロックは黒鉛であることを特徴とする請求項２または３記載の固体冷却原子炉。
前記固体冷却ブロックが沈められている液中に放射線照射を受ける流体通路を設け、当該流体通路に放射化又は加熱する流体を流すことを特徴とする請求項２記載の固体冷却原子炉。
制御棒と、該制御棒の引き抜き速度を設定速度以下に制限する制限手段を備えることを特徴とする請求項１から６のいずれかに記載の固体冷却原子炉。
前記固体冷却ブロックには温度変化に応じて反応度を増減する受動的制御装置が取り付けられており、前記受動的制御装置は、中性子吸収体と、該中性子吸収体に接続され温度変化によって変形する駆動部材とを備え、前記駆動部材は、前記中性子吸収体を炉心の外に位置させる第１の形状と、前記中性子吸収体を炉心内に移動させる第２の形状とを有し、且つ前記固体金属冷却材の温度が設定温度以上に上昇すると第１の形状から第２の形状に変形することを特徴とする請求項１から７のいずれかに記載の固体冷却原子炉。
前記固体冷却ブロックには温度上昇に応じて反応度を減少させる安全棒装置が取り付けられており、前記安全棒装置は、中性子吸収体と、該中性子吸収体を磁気吸着して炉心の上方に吊した状態で支持する磁石体を備え、前記磁石体は、前記固体金属冷却材の原子炉運転時における通常の温度よりも高く且つ前記固体金属冷却材の融点よりも低い温度のキューリー点を有していることを特徴とする請求項１から８のいずれかに記載の固体冷却原子炉。