JP7390212B2 - 原子炉および原子炉の制御方法 - Google Patents
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Description
本発明は、原子炉および原子炉の制御方法に関する。
核燃料を用い、核反応の熱を利用して発電を行う原子力発電システムでは、原子炉で生じた熱を冷却材が循環することで回収し、回収した熱で蒸気を発生させ、蒸気でタービンを回転させて発電を行う。なお、特許文献１，２には、原子炉で生じた熱をヒートパイプで回収することが記載されている。
中性子の減速材に軽水を用いる軽水炉では、出力が高く運転に伴う反応度低下を抑えるため、制御棒やほう素などの添加物により原子炉の臨界を制御しつつ熱を取り出すようにしている。即ち、軽水炉は、安定して熱を取り出すために様々な制御を要している。
本発明は、上述した課題を解決するものであり、容易な臨界制御にて安定して熱を取り出すことのできる原子炉および原子炉の制御方法を提供することを目的とする。
上述の目的を達成するために、本開示の一態様に係る原子炉は、核燃料を有する炉心と、前記炉心の周囲を覆い放射線を遮へいする遮へい部と、前記炉心で発生した熱を前記遮へい部の外部に伝える熱伝導部と、を含み、運転期間中において、前記核燃料の核分裂性物質の重量密度を５ｗｔ％以上とする。
上述の目的を達成するために、本開示の一態様に係る原子炉は、核燃料を有する炉心と、前記炉心の周囲を覆い放射線を遮へいする遮へい部と、前記炉心で発生した熱を前記遮へい部の外部に伝える熱伝導部と、を含み、運転期間中は、前記核燃料の温度が所定値まで上昇すると共鳴領域での中性子の捕獲に伴う核分裂反応の低下に則った運転サイクルを継続させ、前記運転サイクルは、前記核燃料の温度が所定値まで低下した時点とする。
上述の目的を達成するために、本開示の一態様に係る原子炉は、運転期間中はドップラー効果による炉心温度低下のみで臨界制御を行う。
上述の目的を達成するために、本開示の一態様に係る原子炉の制御方法は、核燃料を有する炉心の炉心温度を下げることにより臨界性を一定に保つように制御する。
本発明によれば、容易な臨界制御にて安定して熱を取り出すことができる。
以下に、本発明に係る実施形態を図面に基づいて詳細に説明する。なお、この実施形態によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施形態における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、あるいは実質的に同一のものが含まれる。
図１は、実施形態に係る原子炉を用いた原子力発電システムの模式図である。図１に示すように、原子力発電システム５０は、原子炉容器５１と、熱交換器５２と、熱伝導部５３と、冷媒循環手段５４と、タービン５５と、発電機５６と、冷却器５７と、圧縮機５８と、を有する。
原子炉容器５１は、後述する本実施形態の原子炉１１を有する。原子炉容器５１は、内部に原子炉１１が格納されている。原子炉容器５１は、原子炉１１を密閉状態で格納する。原子炉容器５１は、内部に載置する原子炉１１が格納または取り出せるように、例えば蓋である開閉部が設けられている。原子炉容器５１は、原子炉１１において核反応がおき、内部が高温、高圧になった場合でも、密閉状態を維持することができる。原子炉容器５１は、中性子線の遮へい性能を備える材料である例えばコンクリートで形成され、内部で生じた中性子線が外部に漏えいしない厚みで形成されている。原子炉容器５１は、材料においてボロン等の遮へい性の高い元素を含めてもよい。
熱交換器５２は、原子炉１１との間で熱交換を行う。本実施形態の熱交換器５２は、原子炉容器５１の内部に一部配置された熱伝導部５３の固体の高熱伝導材料を介して原子炉１１の熱を回収する。なお、図１で示している熱伝導部５３は、後述する熱伝導部３を模式的に示したものである。
冷媒循環手段５４は、冷媒を循環させる経路であり、熱交換器５２と、タービン５５と、冷却器５７と、圧縮機５８と、が接続されている。冷媒循環手段５４を流れる冷媒は、熱交換器５２、タービン５５、冷却器５７、圧縮機５８の順で流れ、圧縮機５８を通過した冷媒は、熱交換器５２に供給される。従って、熱交換器５２は、熱伝導部５３の固体の高熱伝導材料と、冷媒循環手段５４を流れる冷媒との間で熱交換を行う。
タービン５５は、熱交換器５２を通過した冷媒が流入する。タービン５５は、加熱された冷媒のエネルギーにより回転される。つまりタービン５５は、冷媒のエネルギーを回転エネルギーに変換して、冷媒からエネルギーを吸収する。
発電機５６は、タービン５５と連結されており、タービン５５と一体で回転する。発電機５６は、タービン５５と回転することで発電する。
冷却器５７は、タービン５５を通過した冷媒を冷却する。冷却器５７は、チラーや冷媒を一時的に液化する場合、復水器等である。
圧縮機５８は、冷媒を加圧するポンプである。
原子力発電システム５０は、原子炉１１の核燃料（１Ａ）の反応で生じた熱を熱伝導部５３で熱交換器５２に伝える。原子力発電システム５０は、熱交換器５２において、熱伝導部５３の高熱伝導材料の熱で、冷媒循環手段５４を流れる冷媒を加熱する。つまり、冷媒は、熱交換器５２において熱を吸収する。これにより、原子炉１１で発生した熱は、冷媒で回収される。冷媒は、圧縮機５８で圧縮された後、熱交換器５２の通過時に加熱され、圧縮し加熱されたエネルギーでタービン５５を回転させる。冷媒は、その後、冷却器５７で基準状態まで冷却され、再び圧縮機５８に供給される。なお、熱交換器５２、冷媒循環手段５４、タービン５５、発電機５６、圧縮機５８は熱電素子等に置き換えることで、発電や熱を用いた水素製造等に利用することもできる。
原子力発電システム５０は、以上のように、原子炉１１から取り出された熱を高熱伝導材料を介し、タービン５５を回転する媒体となる冷媒に伝達する。これにより、原子炉１１と、タービン５５を回転する媒体となる冷媒とを隔離することができ、タービン５５を回転する媒体が汚染される恐れを低減できる。
図２は、実施形態に係る原子炉を示す模式図である。図３は、実施形態に係る原子炉の断面模式図である。図４は、実施形態に係る原子炉の一部切取拡大模式図である。図５は、実施形態に係る原子炉の一部切取拡大模式図である。図６は、実施形態に係る原子炉の制御を示すタイムチャート図である。図７は、実施形態に係る原子炉の制御を示すフォローチャート図である。図８は、実施形態に係る原子炉の制御を示すフォローチャート図である。
図２から図５に示すように、原子炉１１は、燃料部（炉心）１と、遮へい部２と、熱伝導部３と、制御部４と、を含む。
燃料部１は、図４および図５に示す核燃料１Ａが支持されている。また、図には明示しないが、燃料部１は、核燃料１Ａの核反応を制御する制御棒が抜き挿し可能に設けられている。燃料部１は、制御棒が挿入されることで核燃料１Ａの核反応を抑制する。また、燃料部１は、制御棒が抜き出されることで核燃料１Ａの核反応を生じさせる。
燃料部１は、全体として柱状に形成されている。本実施形態では、燃料部１は、ほぼ円柱状に形成されている。この柱状の延びる方向を軸方向という場合もある。また、軸方向に直交する方向を径方向と言う場合もある。燃料部１は、図４、図５に示すように、核燃料１Ａと、支持体１Ｂと、を含む。図４、図５では、図３に示している燃料部１を断面六角形の柱状に切り取ったイメージ図である。支持体１Ｂは、燃料部１がなす柱状の軸方向寸法をなすように軸方向に延びて形成されている。支持体１Ｂは、後述する棒状の熱伝導部３が軸方向で挿入される挿入穴１Ｂａが軸方向に貫通して形成されている。本実施形態では、挿入穴１Ｂａは、円形の断面形状に形成されている。また、支持体１Ｂは、挿入穴１Ｂａの周囲に核燃料１Ａが配置される穴部１Ｂｂが軸方向に貫通して形成されている。本実施形態では、穴部１Ｂｂは、円形の断面形状に形成されている。支持体１Ｂは、減速材として例えばグラフェンを用いることができる。支持体１Ｂは、減速材として例えば黒鉛を用いることができる。核燃料１Ａは、本実施形態では、支持体１Ｂの穴部１Ｂｂに配置されるように、円形の断面形状であり、軸方向に連続した棒状に形成されている。なお、棒状の核燃料１Ａは、上記円形の断面形状の筒の内部にペレット状の核燃料が挿入されて形成することができる。核燃料１Ａは、核分裂性物質としてウラン（例えばウラン２３５））やプルトニウム（例えばプルトニウム２３９、２４１）、トリウムを用いることができる。
遮へい部２は、燃料部１の周囲を覆うものである。遮へい部２は、金属ブロックからなり、核燃料１Ａから照射される放射線（中性子）を反射することで、燃料部１を覆った外部への放射線の漏洩を防ぐ。遮へい部２は、使用する材料の中性子散乱および中性子吸収の能力に応じて反射体と呼ばれることがある。
遮へい部２は、本実施形態では、燃料部１に柱形状の全外周を囲むように筒状に形成された胴体２Ａと、胴体２Ａの両端を塞ぐ各蓋体２Ｂと、を含む。なお、遮へい部２は、燃料部１を内部に収容するにあたり、内部の酸化を防止する目的から、密閉構造とした内部に例えば窒化ガス等の不活性ガスを充填するとよい。
熱伝導部３は、遮へい部２を貫通して当該遮へい部２が覆う内部に設けられている燃料部１の内部に挿入されることで、燃料部１の内部および遮へい部２の外部に延出して配置されている。熱伝導部３は、燃料部１の核燃料１Ａの核反応により生じる熱を遮へい部２の外部に固体熱伝導で伝える。熱伝導部３は、例えばグラフェンを用いることができる。熱伝導部３は、例えばチタン、ニッケル、銅、グラファイトを用いることができる。熱伝導部３の遮へい部２の外部に延出した部分は、原子炉容器５１の内部にて冷媒と熱交換可能に設けられている。
熱伝導部３は、軸方向に延びる棒状に形成されている。本実施形態では、熱伝導部３は、断面が円形の棒状に形成されている。熱伝導部３は、燃料部１における支持体１Ｂに形成された挿入穴１Ｂａに挿入され、かつ遮へい部２における一方の蓋体２Ｂを貫通して遮へい部２の外部に延出して配置される。
制御部４は、遮へい部２に支持されている。制御部４は、燃料部１の柱形状の周りを囲むように複数（本実施形態では１２個）に設けられている。複数の制御部４は、燃料部１の柱形状の周りを囲むように均等に配置されている。制御部４は、円筒状であって、いわゆるドラム状に形成され、燃料部１の柱形状の延在方向である軸方向に延びて形成されている。制御部４は、円筒状の中心の周りに回転が可能に設けられている。制御部４は、円筒状の外周の一部に中性子吸収体４Ａが設けられている。中性子吸収体４Ａは、例えば、ボロンカーバイト（Ｂ４Ｃ）を用いることができる。中性子吸収体４Ａは、制御部４の回転に伴って回転移動し、炉心である燃料部１に対して接近または離隔することが可能に設けられている。中性子吸収体４Ａが燃料部１に対して接近すると、燃料部１の反応度が下がり、中性子吸収体４Ａが燃料部１に対して離隔すると、燃料部１の反応度が上がる。このように、制御部４は、中性子吸収体４Ａを燃料部１に対して接近または離隔することで炉心である燃料部１の反応度を制御でき、燃料部１の炉心温度を制御できる。炉心温度は、熱伝導部３により遮へい部２の外部に取り出される炉心平均温度である。
制御部４は、制御装置５により回転移動を制御される。制御装置５は、例えば、コンピュータであり、図には明示しないが、ＣＰＵ（Central Processing Unit）のようなマイクロプロセッサを含む演算処理装置などにより実現される。制御装置５は、燃料部１の炉心温度を取得することができる。制御装置５は、制御部４の回転位置を制御して、中性子吸収体４Ａを燃料部１に対して離隔させる。すると、炉心である燃料部１の反応度が上がり、原子炉１１は運転を開始する。また、制御装置５は、制御部４の回転位置を制御して、中性子吸収体４Ａを燃料部１に対して接近させる。すると、炉心である燃料部１の反応度が下がり、原子炉１１は運転を停止する。
従って、本実施形態の原子炉１１は、燃料部１の核燃料１Ａの核反応により生じる熱を、熱伝導部３により固体熱伝導で遮へい部２の外部に取り出すことができる。そして、遮へい部２の外部に取り出された熱は、冷媒に伝達され、タービン５５を回転させる。
本実施形態の原子炉１１は、燃料部１の核燃料１Ａの熱を熱伝導部３により固体熱伝導で遮へい部２の外部に取り出し（図２矢印参照）、冷媒に熱を伝えることができる。本実施形態の原子炉１１は、放射性物質などの漏えいを防止できる。本実施形態の原子炉１１は、熱伝導部３が燃料部１の内部および遮へい部２の外部に延出して配置されているため、燃料部１の核燃料１Ａの熱の伝熱距離を抑えつつ遮へい部２の外部に取り出すことができる。本実施形態の原子炉１１は、高い出力温度を確保できる。なお、本実施形態の原子炉１１は、固体熱伝導で熱を取り出す形態の熱伝導部３を説明したが、例えば、他の熱伝導部として、流体が封入されたヒートパイプを用いる流体熱伝導で熱を取り出す形態を用いてもよい。
ここで、上述した本実施形態の原子炉１１は、運転期間中において、核燃料１Ａの核分裂性物質の重量密度を５ｗｔ％以上としている。本実施形態の原子炉１１は、好ましくは、核燃料１Ａの核分裂性物質の重量密度を１５ｗｔ％以上としている。本実施形態の原子炉１１は、より好ましくは、核燃料１Ａの核分裂性物質の重量密度を１５ｗｔ％以上２０ｗｔ％以下としている。また、本実施形態の原子炉１１は、運転期間中において、炉心温度（炉心平均温度）を３５０℃以上としている。本実施形態の原子炉１１は、好ましくは、炉心温度を５００℃以上１５００℃以下としている。本実施形態の原子炉１１は、より好ましくは、炉心温度を７５０℃以上１５００℃以下としている。核燃料１Ａの体積当たりの熱出力および運転期間は運転に伴う核分裂性物質の減損量を運転開始時の１／３以下に抑えるようにしている。本実施形態の原子炉１１は、好ましくは、核燃料１Ａの体積当たりの熱出力および運転期間は運転に伴う核分裂性物質の減損量を運転開始時の１／５以下に抑えるようにしている。本実施形態の原子炉１１は、より好ましくは、核燃料１Ａの体積当たりの熱出力および運転期間は運転に伴う核分裂性物質の減損量を運転開始時の１／１０以下に抑えるようにしている。
このような本実施形態の原子炉１１は、運転開始から運転停止までの運転期間中において、臨界制御が行われる。即ち、図６および図７に示すように、原子炉１１は、運転開始により炉心である燃料部１の反応度が上がり、炉心温度（炉心平均温度：℃）が所定値まで上昇し（Ａ１）、臨界状態となる（ステップＳ１）。ステップＳ１において、ドップラー効果の共鳴領域での中性子の捕獲に伴い核分裂反応が低下して反応度が下がり、所定値で炉心温度は一定となる。原子炉１１は、出力Pでの運転期間Ｔの経過と共に核分裂性物質が減損することで核分裂反応が低下して反応度が下がり、炉心温度は低下する（ステップＳ２）。ここで、炉心温度が低下することでドップラー効果のフィードバックにより正の反応度が添加されて反応度が上がり、炉心温度が上昇し一定となる（Ａ２：ステップＳ３）。これにより臨界性が一定となり、臨界状態が維持される。原子炉１１は、（Ａ１）→（Ｂ１）のように、共鳴領域での中性子の捕獲に伴う核分裂反応の低下に則して炉心温度が所定値まで低下した時点を１つの運転サイクル［サイクル１］とする。
また、本実施形態の原子炉１１は、上述したように運転開始または運転停止に際して制御部４の回転位置を制御する。さらに、本実施形態の原子炉１１の制御装置５は、当該炉心温度に応じて制御部４の回転位置を制御する。さらに、本実施形態の原子炉１１の制御装置５は、炉心温度を取得して平均しており、平均炉心温度が所定温度以下になった際に、制御部４の回転位置を制御する。具体的に、図８に示すように、原子炉１１において、制御装置５は、運転開始に際して制御部４を回転させて炉心である燃料部１を臨界状態とする（ステップＳ１１）。原子炉１１は、臨界状態となった運転期間中においてドップラー効果による炉心温度低下のみで臨界制御を行う（ステップＳ１２（図６（Ａ１）→（Ｂ１）参照））。即ち、ステップＳ１２において、制御装置５は、制御部４の回転位置の制御を実施しない。その後、核燃料１Ａが燃えて減少し反応度が下がることで、ドップラー効果による臨界制御が実施されていても炉心温度が低下する。このため、原子炉１１の制御装置５において平均炉心温度が予め設定された所定温度を下回った場合（ステップＳ１３：Ｙｅｓ）、運転を停止し（ステップＳ１４）、検査が実施される。なお、定期的な運転期間（図６のサイクル１）は、適宜任意に設定可能（例えば、１年間や５年間や１０年間）である。また、運転の停止は、任意のタイミングで行ってもよい。なお、制御装置５において平均炉心温度が予め設定された所定温度を下回っていない場合は（ステップＳ１３：Ｎｏ）、運転を継続する。原子炉１１は、制御装置５により制御部４の回転位置を制御し運転を停止する（ステップＳ１４）。なお、検査後において、原子炉１１は、制御装置５により制御部４の回転位置を制御し運転を開始する。この運転開始時において、制御装置５は、前記運転期間のときよりも中性子吸収体４Ａを核燃料１Ａから離隔するように、制御部４の回転位置を制御する。即ち、原子炉１１は、運転期間中よりも中性子吸収体４Ａが核燃料１Ａから遠ざかることで余剰反応度が添加されて核燃料１Ａの反応度が上がり、前の運転期間において低下した炉心温度を上げることができる。従って、原子炉１１は、前の運転期間と同等の熱を取り出すことができる。また、原子炉１１は、ステップＳ１２と同じく臨界状態となった運転期間中においてドップラー効果による炉心温度低下のみで臨界制御を行う。そして、本実施形態の原子炉１１では、定期的な運転期間であるサイクル１の後、上述したように検査を行って制御部４の回転位置を制御した後、再び運転を開始することで、図６に示すようにサイクル１と同様にサイクル２からサイクル６のように継続してドップラー効果のみによる運転および制御部４の回転位置制御を行う。
このように、本実施形態の原子炉１１は、核燃料１Ａを有する炉心である燃料部１と、燃料部１の周囲を覆い放射線を遮へいする遮へい部２と、燃料部１で発生した熱を遮へい部２の外部に伝える熱伝導部３と、を含み、運転期間中において、核燃料１Ａの核分裂性物質の重量密度を５ｗｔ％以上とする。
従って、本実施形態の原子炉１１は、核燃料１Ａの核分裂性物質の重量密度を５ｗｔ％以上とすることで、運転期間中は、ドップラー効果による炉心温度低下のみで臨界制御を行うことができる。この結果、本実施形態の原子炉１１によれば、例えば軽水炉のような制御棒やほう素による臨界制御と比較し、容易な臨界制御にて安定して熱を取り出すことができ、信頼性を向上できる。
また、本実施形態の原子炉１１では、運転期間中において、炉心温度を３５０℃以上とする。
従って、本実施形態の原子炉１１は、上記炉心温度とすることで、運転期間中は、ドップラー効果による炉心温度低下のみで安定した臨界制御を行うことができる。この結果、本実施形態の原子炉１１によれば、容易な臨界制御にてより安定して熱を取り出すことができる。
また、本実施形態の原子炉１１では、運転に伴う核分裂性物質の減損量が運転開始時の１／３を下回らないように熱出力および運転期間を制限する。本実施形態の原子炉１１において、熱出力の抑制は、熱伝導部３において固体熱伝導や、ヒートパイプのような流体熱伝導とするにより実施できる。また、本実施形態の原子炉１１において、運転期間の抑制は、上記１つのサイクルの炉心温度となるように運転開始時における制御部４の回転位置の制御により実施できる。
従って、本実施形態の原子炉１１は、運転に伴う核分裂性物質の減損量が運転開始時の１／３を下回らないように熱出力および運転期間を制限することで、運転期間中のドップラー効果のみによる臨界制御の実現性を高められる。
また、本実施形態の原子炉１１は、核燃料１Ａを有する炉心である燃料部１と、燃料部１の周囲を覆い放射線を遮へいする遮へい部２と、燃料部１で発生した熱を遮へい部２の外部に伝える熱伝導部３と、を含み、運転期間中は、核燃料１Ａの温度が所定値まで上昇すると共鳴領域での中性子の捕獲に伴う核分裂反応の低下に則った運転サイクルを継続させ、運転サイクルは、核燃料１Ａの温度が所定値まで低下した時点とする。
従って、本実施形態の原子炉１１によれば、運転期間中は、ドップラー効果による炉心温度低下のみで安定した臨界制御を行うことができる。この結果、本実施形態の原子炉１１によれば、容易な臨界制御にて安定して熱を取り出すことができ、信頼性を向上できる。
また、本実施形態の原子炉１１および原子炉１１の制御方法では、中性子吸収体４Ａを燃料部１に対して接近または離隔可能に設けられた制御部４を含み、炉心温度の低下に応じ、運転停止した後の運転開始時において前の運転期間よりも中性子吸収体４Ａを燃料部１から離隔させる。
従って、本実施形態の原子炉１１は、前の運転期間において、炉心温度が所定値よりも低下した場合、例えば検査で運転を停止した後の運転開始時に、前の運転期間よりも中性子吸収体４Ａを燃料部１から離隔させるように制御部４を制御することで、前の運転期間において低下した炉心温度を上昇できる。この結果、本実施形態の原子炉１１によれば、先の運転期間と同等の熱を取り出すことができる。
また、本実施形態の原子炉１１では、熱伝導部３は、固体熱伝導により核燃料１Ａの熱を遮へい部２の外部に伝える。
従って、本実施形態の原子炉１１は、固体熱伝導により核燃料１Ａの熱を遮へい部２の外部に伝えることで、放射線の漏えいを抑制しつつ熱を取り出すことができ、高い出力温度を確保できる。しかも、本実施形態の原子炉１１は、固体熱伝導により核燃料１Ａの熱を遮へい部２の外部に伝えることで、流体熱伝導と比較して熱伝導率が低いことから、運転期間中のドップラー効果のみによる臨界制御の実現性を高められる。
また、本実施形態の原子炉１１では、遮へい部２は、放射線を反射する反射機能を含む。
従って、本実施形態の原子炉１１は、遮へい部２による放射線の反射機能により核燃料１Ａの反応度を確保できる。この結果、本実施形態の原子炉１１によれば、運転期間中のドップラー効果のみによる臨界制御の実現性を高められる。
また、本実施形態の原子炉１１では、燃料部１は、核燃料１Ａの周囲を覆う減速材を含む支持体１Ｂを有する。
従って、本実施形態の原子炉１１は、減速材により核燃料１Ａの反応度を安定させる。この結果、本実施形態の原子炉１１によれば、運転期間中のドップラー効果のみによる臨界制御の実現性を高められる。
また、本実施形態の原子炉１１は、運転期間中はドップラー効果による炉心温度低下のみで臨界制御を行う。また、本実施形態の原子炉１１の制御方法は、核燃料１Ａを有する燃料部１の炉心温度を下げることにより臨界性を一定に保つように制御する。
従って、本実施形態の原子炉１１および原子炉１１の制御方法によれば、容易な臨界制御にて安定して熱を取り出すことができ、信頼性を向上できる。
１ 燃料部（炉心）
１Ａ 核燃料
２ 遮へい部
３ 熱伝導部
４ 制御部
４Ａ 中性子吸収体
１１ 原子炉
１Ａ 核燃料
２ 遮へい部
３ 熱伝導部
４ 制御部
４Ａ 中性子吸収体
１１ 原子炉
Claims (9)
- 核燃料を有する炉心と、
前記炉心の周囲を覆い放射線を遮へいする遮へい部と、
前記炉心で発生した熱を前記遮へい部の外部に伝える熱伝導部と、
を含み、
運転期間中は、前記核燃料の温度が所定値まで上昇すると共鳴領域での中性子の捕獲に伴う核分裂反応の低下に則った運転サイクルを継続させ、前記運転サイクルは、前記核燃料の温度が所定値まで低下した時点とする、原子炉。 - 運転期間中において、前記核燃料の核分裂性物質の重量密度を５ｗｔ％以上とし、炉心温度を３５０℃以上とし、前記核分裂性物質の減損量が運転開始時の１／３を下回らないように熱出力および運転期間を制限する、請求項１に記載の原子炉。
- 中性子吸収体を前記炉心に対して接近または離隔可能に設けられた制御部を含み、
運転停止した後の運転開始時において前の前記運転期間よりも前記中性子吸収体を前記炉心から離隔させる、請求項１または２に記載の原子炉。 - 前記熱伝導部は、固体熱伝導により前記核燃料の熱を前記遮へい部の外部に伝える、請求項１から３のいずれか１つに記載の原子炉。
- 前記遮へい部は、放射線を反射する反射機能を含む、請求項１から４のいずれか１つに記載の原子炉。
- 前記炉心は、前記核燃料の周囲を覆う減速材を含む、請求項１から５のいずれか１つに記載の原子炉。
- 中性子吸収体を前記炉心に対して接近または離隔可能に設けられた制御部を含み、
運転期間中は前記制御部による制御を実施しない、請求項１から６のいずれか１つに記載の原子炉。 - 核燃料を有する炉心と、
前記炉心の周囲を覆い放射線を遮へいする遮へい部と、
前記炉心で発生した熱を前記遮へい部の外部に伝える熱伝導部と、
を含む原子炉の制御方法であって、
運転期間中は、前記核燃料の温度が所定値まで上昇すると共鳴領域での中性子の捕獲に伴う核分裂反応の低下に則った運転サイクルを継続させ、前記運転サイクルは、前記核燃料の温度が所定値まで低下した時点とする、原子炉の制御方法。 - 中性子吸収体を前記炉心に対して接近または離隔可能に設け、
運転停止した後の運転開始時において前の前記運転期間よりも前記中性子吸収体を前記炉心から離隔させる、請求項８に記載の原子炉の制御方法。
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