JPH07503545A - トリウムを経済的に利用する非増殖型の軽水原子炉 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるため要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 ト１功ムを経済的に利用する非増殖型の軽水原子炉発明の背景 トリウムは地球の中心でウラニウムの少なくとも二倍豊富にあることが知られて いるが、増殖燃料を使用しなくても、トリウムがら抜出カを発生させる経済的な 方法は見出されていない。用語「経済的」は、ここでは、原子炉のエネルギの大 部分が、トリウムから発生し、強いγ線の発生するＵ−２３３を取り出し、これ を燃料要素に作製する非常に高価な製法を使用しないことを意味するために使用 される。 核燃料としてトリウムを利用するのに基本的な難点は、この）　ＩＪ　’７ムが 天然の核分裂物質を含んでいないことにある。トリウムは（１）表題ゴｈｏｒｉ ｕｍＵｔｉｌｉｚａｔｉｏｎ　ｉｎ　ＰＷＲＳ″、　Ｋｅｒｎｆｏｒｓｃｈｕｎ ｇｓａｎｌａｇｅ、　Ｊｕｌｉｃｈ　ＧｍｂＨ（１９８８）とい■ 報告書に記載されているように、核分裂可能な物質を初めに添加してのみ、ある いは、（２）　”ＣＲＣＨａｎｄｂｏｋｋ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｒｅａｃｔ ｏｒ　Ｃａ１ｕｃｌａｔｉｏｎｓ”、　１９８６゜Ｖｏｌｕｍｅ　Ｉｌｌ　ｐｐ 、　３６５−４４８に記載されているように、「シード・ブランケット」を使用 して、炉心のト１功ム領域に中性子の流れを与えて、エネルギを発生するために 利用されている。 これ等二つの周知の解決策は簡単に以下のように要約される。 １、　１９７９年〜１９８８年に及ぶ、ヨ四のゴｈｏｒｉｕｍ　Ｕｔｉｌｉｚａ ｔｉｏｎ　ｉｎ　ＰＷＲ３”に報告されている、ブラジルとドイツの共同研究に は、原子炉の全炉心が核分裂可能な物質を一様に添加したトＩＪ　’７ムから成 ると想定されている。この研究の最も好ましい結果は、トリウムが最初、プルト ニウム、つまり増殖性として良く知られている元素で濃縮される場合に対するも のであった。計算によれば、通常のウラニウム原子炉より得られる利得が、トリ ウム中に生じるＵ−２３３を繰り返し抽出し、それを燃料要素に処理し、そして 新鮮なト１功ムの中に再び入れるだけで得られる。考えられる他の可能性は、ト １功ムに対する初期核分裂燃料として２０　：　８０の体積比のＵ−２３５／　 Ｕ−２３８で始めることである。しかし、この燃料の大部分は、Ｕ−２３８中で 形成され、トリウムとなるプルトニウムの量がかなりなものとなる、再添加の間 に許される時間、つまり１２力月〜１８カ月の間、十分な反応性を与えるために 必要である。 再び、高度にγ線に活性なＵ−２３３を抽出し、作製してトリウムに再添加する ことが必要である。 ２、上に関連する第二の解決策では、シードブラケットの炉心配置は、上記の“ ＣＲＣＨａｎｄｂｏｋｋ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｒｅａｃｔｏｒ　Ｃａ１ｕｃ ｌａｔｉｏｎｓ”に記載さているように使用されている。このような炉心は１お り大きい多重度（臨界）係数を有するシード領域と、ｌより小さい多重度係数を 有するブランケット領域とで構成される。研究された配置でｉよ、ブランケット 領域が主に天然ト１功ムで構成され、シード領域が兵器の品質に相当するＵ−２ ３５かＵ−２３３を含む。これ等の研究では、各シード領域を炉心の十分下にあ る位置から上に移動させて炉心を制御している。この制御方法は、重い重量のシ ードを移動させるため、機械的に深刻な問題となる。更に、熱の除去は炉心の長 さと幅にわたり出力レベルの変動が大きいため困難である。 発明の要約 この発明の主要な目的は、「非増殖的」である原子炉を提供することにある。つ まり、初期燃料を添加したり排出することなく、核兵器を作るため使用済燃料を 使用できる原子炉でを提供することにある。 この発明の他の目的は、燃料としてトリウムを経済的に使用する原子炉を提供す ることにある。 この発明の他の目的は、通常の原子炉に比べて安全性に余裕のある原子炉を提供 することにある。 この発明の他の目的は、通常の原子炉より相当レベルの低い核廃棄物を排出する 原子炉を提供することにある。 これ等の目的や、以下の議論で明らかになる他の目的は、この発明により、非増 殖性である最大比のＵ−２３５とＵ−２３８から実質上酸るシード燃料要素を含 む一つまたはそれ以上のシード領域と、非増殖性のウラニウムを少量含むＴｈ− ２３２から実質上酸るブランケット燃料要素を含むシード領域を囲むブランケッ ト領域と、非寄生的で機械的に単純化された制御系とを有する原子炉によって達 成されている。全ての部分を以下に詳しく説明する。 １、シード領域：　これ等の領域はＵ−２３５／　Ｕ−２３８を、好ましくは２ ０：８０の比で、しかもウラニウムとジルコニウムの合金から成る捧および／ま たは板状の燃料要素を含む。燃料要素に対する水の容積比は６〜約１０の範囲に あり、通常の原子炉の約２対１の許容基準よりはるかに大きい。水の量が大きい ので、Ｕ−２３８で０．９５以上の共鳴吸収を逃れる確率となる。プルトニウム 出力の低減は、先ず濃縮の変化から生じる。濃縮をＵ−２３５／　Ｕ−２３８（ ３：９７）の通常の値からＵ−２３５／　Ｕ−２３８（２０：　８０）に変える と、プルトニウムの生成量が係数７はど低減する。”Ｏｐｔｉｍｉｚａｔｉｏｎ 　ｏｆ　Ｏｎｃｅ−Ｔｈｒｏｕｇｈ　ＵｒａｎｉｕｍＣｙｃｌｅ　ｆｏｒ　Ｐｒ ｅｓｓｕｒｉｚｅｄ　Ｌｉｇｈｔ　Ｗａｔｅｒ　Ｒｅａｃｔｏｒｓ″、　ｂｙ　 Ａ、　Ｒａｄｋｏｗｓｋｙ、　ｅ煤@ａｌ、。 Ｎｕｃｌｅａｒ　５ｃｊｎｅｃｅ　ａｎｄ　Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ、　７５． 　ｐｐ、　２６５−２７４　（１９８９）参照。シード燃料の共鳴吸収を逃れる 確率の値が高いので、更にプルトニウムの生成量が係数６はど低減する。共鳴吸 収を逃れる確率の値が高いと、シードの増殖係数の値も高くなる。この係数はブ ランケットから得られるエネルギの割合が全炉心出力の７５から８５パーセント の範囲に増加させる。シード領域が炉心出力の２０〜２５パーセントしか生成し ないことを考に入れると、シード領域でのプルトニウムの生成量が通常の原子炉 の生成量の１パーセント以下であることが分かる。シード領域も幾つかのブラン ケット燃料要素を有し、これ等の領域を［複合シードブランケット領域」と呼ぶ 。 ２、ブランケット領域：　ブランケット領域は混合されたトリウムとウラニウム 酸化物の捧および／または板の燃料要素を含む。トリウム・ウラニウム混合物中 のウラニウム酸化物の体積量は６〜約ｌＯパーセントの範囲にある。ウラニウム 酸化物は割合が２０　：　８０のＵ−２３５／　Ｕ−２３８である。燃料と水の 体積比は０．８〜１．５の範囲にある。パラメターをこのように選択すると、ブ ランケットの増殖係数は約１００．０００　ＭＷＤ／Ｔの照射の間にほぼ一定に なっている。この大きさの照射はオークリッジ、テネシーの実験で実行可能であ ることが示されている。“１ｒｒａｄｉａｔｉｏｎ　Ｂｅｈａｖｉｏｒ　ｏｆ　 Ｔｈｏｒｉｕｍ−υｒａｎｉｕｍ　Ａ１１ｏｙａｎｄ　Ｃｏｍｐｏｕｎｄｓ”　 ｂｙ　Ａ、　Ｒ，０１ｓｅｎ、　ｅｔ　ａｌ、、Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌ　 Ａｔｏｍｉｃ　Ｅｎｅｒｇ■ Ｒｅｐｏｒｔ　（１９７７）を参照。ブランケット増殖係数がほぼ一定であるこ とは、二つの理由のために必要である。（１）ブランケットが炉心の寿命の初め から得られる炉心出力の適当な割合を発生するため、および（２）以下に説明す るように、制御系の適当な機能のために必要である。 経済的は出力には、ブランケットが長期間の照射の間に炉心中に置かれることが 必要である。そうでないなら、新しいブランケットを挿入する毎にシード中性子 の大きな消費を避けるため、核分裂性のウラニウム燃料を添加する必要があり、 トリウムの反応性を与える。トリウムに添加されたＵ　−２３８はブランケット の寿命の終わりでトリウムに一様に混ぜて、Ｕ−２３３の残りを変性させること により、他の目的に役立つ。プルトニウムの生成量は、せいぜい通常の炉心の生 成量の０．６パーセントである（８パーセントのＵ−２３８の量に７５パーセン トのブランケット出力を掛けた割合を炉心中のブランケットの滞在期間の１０〜 １２年で割ったもの）。 ブランケット燃料要素は中実円筒状であるか、あるいは水に向けて開放されてい る中心穴を有するリング状である。燃料容積が同じであるためは、リング形状が 優れた核分裂性と熱除去特性を有するが、この形状には内部被覆と外部被覆が必 要である。 炉心に対して内部のブランケット領域に加えて、用語「ブランケット」は炉心の 周りの反射体内の領域を記述するためにも使用され、これ等の領域は主に炉心か ら中性子の洩れを低減するために使用されている。このようなブランケットは、 使用済のウラニウムをＵ−２３５／　Ｕ−２３８（２０：　８０）の代わりに使 用すること以外に、上に説明したものと同じような燃料組成と燃料要素の形状を 有する。使用済のウラニウムの目的は、反射性のブランケット領域に形成される Ｕ−２３３をＵ−２３８で変性させることを保証することにある。 ３、非寄生制御系二　安全性を高め、トリウムから得られる炉心エネルギの量を 最大にするため、非寄生性の制御系が設けである。この制御系はシードから得ら れる全ての中性子を炉心ブランケット領域で有効に利用することを保証する。こ れは、全ての過剰中性子を寄生性の制御物質に吸収させて消費している通常の炉 心と異なる。 制御系は、通常の制御棒の全炉心長、大体約１２フイートにわたり移動す　゛る のと異なり、炉心長を僅か約４５センチメータの制御棒の一様な運動を必要とす る。 この発明による制御系の動作原理は、シード領域が高い増殖係数を有し、それに 応じて高い中性子の洩れを有し、炉心の反応性は有効シード寸法の小さな変化に よって大きく影響される。 添付図面を参照して、この発明の好適実施例を説明する。 図面の簡単な説明 第１図は、この発明が関連するタイプの加圧水反応出力系の模式系統図である。 第２図は、この発明が関連するタイプの原子炉のシード／ブランケット炉心の模 式系統図である。 第３図は、中性子エネルギのスペクトルに関するＵ　−２３８の中性子吸収確率 を示すグラフである。 第４図は、初期核分裂性燃料を有するトリウム酸化物のブランケットの増殖係数 と比較して、天然トリウム酸化物のブランケットの増殖係数を時間に対して示す グラフである。 第５図は、シード中性子の一定の入力に対する種々のトリウムとウラニウムブラ ンケットのブランケットエネルギ生成を示すグラフである。 第６図は、通常の手段によって制御される原子炉の炉心で消費される中性子の時 間に関するグラフである。 第７ａ図〜第７ｄ図を含む第７図は、この発明の非寄生制御系の原理を示す単一 シード／制御／ブランケット集合体の模式系統図である。これ等の図面はそれぞ れ制御系の最小および最大反応位置を示す。 第７ａ図と第７ｂ図では、図示する制御系は、制御系を運転するに、二つのシー ドタイプ燃料（２０％ウラニウム２３５．　８０％ウラニウム２３８）およびブ ランケット燃料（トリウム・ウラン酸化物）の動きを示す。第７ｃ図と第７ｄ図 では、シードタイプ燃料要素のみが制御系を運転して移動する。 第８ａ図と第８ｂ図は、簡単のため第一および第二好適実施例と呼ぶ、それぞれ 等しい二つの好適実施例を示すこの発明の原子炉の炉心の一部の水平断面（平面 図）である。 第９ａ図と第９ｂ図は、それぞれ最初のシードサイクルとその後の奇数番目のシ ードサイクルに対して、第８ａ図と第８ｂ図の第一および第二好適実施例を示す 原子炉の炉心の半分の垂直断面（立面図）である。同様に、第９Ｃ図と第９ｄ図 は第二サイクルとその後の偶数番目のシードサイクルに対応する。 第９ａ図と第９ｂ図に対応する第１０ａ図と第１０ｂ図は、最大反応位置での制 御領域の一部を示す代表的な立面図である。第１０ｃ図と第１０ｄ図は第９Ｃ図 と第９ｄ図と同じように対応する。 第１０ａ図〜第１０ｄ図に対応する第１１ａ図〜第１ｉｄ図は、最小反応位置で の制御領域の一部を示す代表的な立面図である。 第７ｃ図と第７ｄ図に示す制御方式を利用するなら、第９図〜第１１図は移動可 能なブランケットタイプの燃料要素を省くことを除いて適用される。 好適実施例の説明 第１図〜第１１図の図面を参照して、この発明の主要な技術思想と好適実施例を 説明する。 第１図は、この発明が関連するタイプの加圧軽水原子炉出力系（加圧水原子炉あ るいは”ＰＥＲ”）を模式的に示す。理解できるように、この系は熱源である原 子炉と発電機を駆動する蒸気タービンとの間の二つの流体回路で構成されている 。主流体回路は通常の（軽）水を加圧状態にして蒸気の発生を防止している。こ の水は原子炉の加圧容器中で加熱され、蒸気発生機に供給される。この蒸気発生 機は熱エネルギを二次流体回路の通常の（軽）水に移す。 二次回路の水は蒸気に変換され、蒸気タービンを駆動するために使用される。 このタイプの系は良く知られていて、例えばＮｕｃｌｅａｒ　Ｆｅｕｌ　Ｍａｎ ａｇｅｍｅｎｔ、　Ｈ。 Ｗ、　Ｇｒａｖｅｓ、　Ｊｒ、、　Ｊｏｈｎ　Ｗｉｌｅｙ　＆　５ｏｎｓ、　Ｎ ｅｗ　Ｙｏｒｋ　（１９８０）に詳しく説明されている。 この発明は、特に原子炉の炉心の性質に係わる。良（知られているように、原子 炉の炉心には同位体ウラニウム２３５　（Ｕ−２３５）のような核分裂する（分 裂性の）物質が燃料として供給される。天然ウラニウムは僅か約０．７パーセン トのＵ−２３５を含み、残りは非核分裂性のＵ−２３８であるので、この天然ウ ラニウムはＵ−２３５が全体の約３〜４パーセントになるまで「濃縮」される。 通常の原子炉では、そのように濃縮されたウラニウム燃料の十分な量が原子炉運 転の１年から１８力月の間、十分なエネルギを提供できる。 ウラニウム要素は冷却用に使用される高温水に接触すると、殆ど爆発的な力と共 に腐食するので、ウラニウムを金属の形状で使用できない。その代わり、通常直 径１　ｃｍの棒の形状にしたウラニウム酸化物を使用し、腐食に強い非常に中性 子の吸収の少ない金属、ジルコニウム中で被覆されている。欅ないしは板の形状 のウラニウムとジルコニウムの金属合金を使用することもできる。 原子炉の炉心でウラニウム酸化物燃料要素に対して可能な二つの配置がある。最 も普通の配置は、全てのウラニウムの棒ないしは板が同じ濃縮度を有するもので ある。第２図に示す他の配置は、適度に濃縮されたウラニウムの多数の小さな島 を有し、反応度が１以上であり、反応度がｌ以下の核分裂物質に変換する物質、 例えば天然ウラニウムあるいはトリウムの領域で囲まれている。 このタイプの配置は「シード・ブランケット」と呼ばれ、島を「シード」と、そ して周りの領域を「ブランケット」と呼ぶ。ブランケット領域は反応度が１以下 で、シード領域は反応度が１以上であるので、シードはブランケットの中性子の 量を十分高いレベルに維持するのに必要な中性子を供給し、定格出力に必要な核 分裂を発生する。シード・ブランケット炉心は、シビングポート、ペンシルバニ ャの世界最初の商業原子炉出カプラントで３０年以上成功裏に運転されている。 シード・ブランケット炉心は、通常の一様な炉心に比べて、幾つかの利点がある 。（１）必要な全濃縮度が少ない、（２）ブランケット領域が副臨界状態である ので、制御ＪＸａ棒はシード領域にしか必要でない、および（３）燃料再添加毎 に（通常毎年あるいは１８力月の期間）シードしか取り替える必要がない。 炉心の大部分、つまりブランケット領域は何年もの間（通常１０〜１２年）その 侭にしていてよい。従って、燃料製造コストを節約する。 トリウムを経済的に利用する全ての努力は、非増殖性にする試みを行わなくても 、今まで不満足であった。 上に述べたトリウムの利用に関する１０年のブラジルとドイツの協力プログラム は過去の試みの典型的なものである。トリウムは天然で核分裂する成分を育して いないので、第一の解決策はＵ−２３５を添加することである。しかし、トリウ ムの吸収確率が大きいので、天然ウラニウムよりもっと多くのＵ−２３５が必要 である。純粋なＵ−２３５は増殖性であるから、望ましくない。つまり、核兵器 に利用できるからである。濃縮度の少ないウラニウムを使用できるが、その場合 、トリウムに残されているスペースが狭く、付随するＵ　−２３８に対してもっ と広いスペースが必要であろう。（トリウム酸化物とウラニウム酸化物はほぼ同 じ密度を有する）。 従って、プルトニウムが付随するＵ−２３８を保有しないから、トリウム酸化物 にプルトニウム酸化物を添加することが提案された。プルトニウムは通常の原子 炉の排出燃料から得られる。ドイツとブラジルの構想は、約１年間プルトニウム で運転を開始し、その間に生じているＵ−２３３を回収するため、トリウムを再 処理し、Ｕ−２３３を燃料要素に作製し、次いで、これ等の要素を新しいトリウ ムと量を少なめだプルトニウムと共に使用することであった。この運転を継続で き、原子炉はしだいにＵ−２３３で殆ど全部動作する。このような処置は、もち ろん、（１）上に説明しているように、Ｕ−２３３とプルトニウムの燃料要素を 製造するコストが高いため非常に高価であり、（２）どの段階でも増殖性となる 。提案されているプログラムの他の問題は、トリウム酸化物の金属学的な抵抗が 大きいという利点がないことであった。何故なら、各年後の、または運転中に再 処理するため、トリウムを溶融する必要があるからである。ブラジルとドイツの 努力は、ブラジルが原子炉から排出された燃料のプルトニウムを再処理しないと 決めたため、結局中断した。 この発明によれば、先ず最初に、トリウム中に形成されたＵ−２３３を核分裂さ せる（「燃やす」）ので、Ｕ−２３３の燃料要素を作製する必要はない。第二に 、経済的な理由から、できる限り多くのエネルギをトリウムから得ている。 第三に、経済性と非増殖性の目的を実現するため、酸化物の形状にしたトリウム をその金属学的な寿命の間、炉心に止めている。核分裂物質をトリウムに添加し て、そのように長い寿命の間、この物質を臨界状態（反応度が１以上）にするな ら、トリウムのスペースがないことがもっと要求される。従って、この発明は、 第２図に示すように、シード・ブランケット炉心配置を採用し、その結果、酸化 物の形状にしたトリウムを１０年あるいはそれ以上の間、炉心にブランケットと して残すことができ、通常の再燃料補給期間の終わりにシード領域のみを交換す る必要がある。ブランケットは何時も約０．９の反応度の準臨界状懸である。こ れは運転期間中にほぼ一定であるように設計されている。従って、シード領域は ブランケットの中性子の量の約ｌθ％を供給する。 シード領域に対しては、この発明の目的はプルトニウムの生成量を最小に維持す ることにある。つまり、通常の炉心の生成量の約１〜２％に維持することにある 。従って、シート領域は２０％濃縮されたウラニウム（２０％Ｕ−２３５と８０ ％Ｕ−２３８）を利用する。つまり、非増殖性であるウラニウムのほぼ最大濃縮 度である。 シードの濃縮度は二つの理由により、できる限り高くする。第一に、Ｕ−２３８ に吸収されるどの中性子も結局ブルトニムになる。量の多いＵ−２３５はＵ−２ ３８と競合し、Ｕ−２３８の中に入る中性子の数を減少させる。これは、より多 くの中性子をブランケットに利用できるようにもする。第二に、冷却水を通常の 原子炉に使用するより、約４倍多くシード領域で使用する。第３図は中性子のエ ネルギに対するＵ−２３８の中性子吸収率を示し、Ｕ−２３８は高いエネルギに 共鳴線と呼ばれる鋭い線を有し、ここでは中性子の吸収率がプルトニウムを形成 するのに最も強いことが分かる。シード領域に大量の水を導入し、中性子を減速 し、高エネルギ核分裂中性子を低エネルギにして、共鳴吸収を迂回する。更に、 トリウムはＵ−２３８に似た共鳴吸収を有するので、シード領域からブランケッ ト領域に来る低エネギイ中性子がブランケットの共鳴吸収を迂回し、このためよ り効果的に使用される。シード領域の燃料容積対水の比は通常の炉心より大きい が、ブランケット領域の比は小さい。従って、炉心全体の容積は同じ出力の通常 の炉心の容積より大きくない。 要約すると、二つの目的は相対的に高い濃縮度（２０％）のシード燃料で達成さ れている。つまり、（＋）シード領域で発生するプルトニウムの量を非常に低い レベルに低減していること、および（２）（シード領域で発生する所定の出力に 対して）トリウムから発生するエネルギの量を増加させるようにブランケットへ の中性子の数を最大にしていることである。 ブランケットの設計に関しては、純粋なトリウム酸化物を使用する代わりに、数 パーセントの２０％濃縮ウラニウム酸化物を最初燃料要素に添加する。 これには再び二つの目的がある。ウラニウムを使用しないと、トリウムは初めに 「死んで」いる。何故なら、トリウムは核分裂物質を含まないからである。従っ て、全ての出力は小さなシード領域で発生する必要があり、過加熱する。トリウ ムを濃縮することにより、ブランケットは直ちに出力の発生を始め、Ｕ−２３３ の量で決まるように、ブランケットは１０〜１２年の間、非常に高い燃焼状態に 対する殆と一定の反応度を維持する。この効果は、第４図の二つの曲線で示され ている。ブランケットの出力は形成されているようにＵ−２３３を燃やして維持 されている。ブランケットの寿命の終わりでは、初期のＵ−２３５の量は長い間 該分裂しているが、核分裂性でないＵ−２３８は残り、残りのＵ−２３３と一様 に組み合わせて兵器のために利用できない。同時に、Ｕ−２３８が少な過ぎて、 かなりな量のプルトニウムになりえない。こうして、ブランケットを再処理する 誘因がなく、他の核廃棄物のように廃棄される。 第５図に示すように、シードからの一定の入力の中性子に対して、トリウムブラ ンケットは天然ウラニウム・ブランケットよりもほぼ二倍多（のエネルギを発生 する。しかも、この場合のように、少量のＵ−２３５を有するトリウム・ブラン ケットは、天然トリウム・ブランケットよりもエネルギ出力に関してもっと高く 始まり、高（維持されている。 この発明の重要な特徴は、安全性とコストの低減に主要な利益となり、非増殖性 の目的で進歩している制御系にある。この制御系は、通常の出力原子炉の制御方 法にある基本的な欠陥を実際に克服している。先ず、どの原子炉でもサイクルの 開始時に炉心に十分な燃料を添加することが実際的な目的に必要であり、燃料を 再添加するために止めるまで、少なくとも１年あるいは１８力月経過することを 理解する必要がある。それ故、炉心は最初連鎖反応（１，０の反応度）丁度維持 するのに必要とされる濃縮ウラニウムの量より多い量を含む必要がある。余分な 燃料を必要になるまで反応させないため、中性子吸収率の大きい「調節」物質を 炉心に入れる。これ等の物質は、第６図に示しであるように、中性子を単に十分 沢山吸収する。例えば、中性子吸収率の非常に大きい硼酸を初期段階で炉心中の 水に添加し、炉心の寿命の期間中に次第に取り除く。硼素を使用して中性子を消 耗するだけでなく、僅かな硼素の洩れが、中枢的な弁を乱すような安全問題の原 因になる。ＮＲＣＬｅｔｔｅｒＩＮ　８６−１０８．　Ｓｕｐｐｌｅｍｅｎｔ　 ２　ｏｆ　Ｎｏｖｅ＋＋＋ｂｅｒ　１９．１９８７を参照。更に、通常の制御系 は中性子吸収体を炉心に急激に挿入する制御環を使用する。そのような制御系は 機械的な困難を受ける。何故なら、制御環は通常３６フイートの長さで、直径が 約１ｃｍの細いピンを炉心に１２フイートの距離挿入できる必要がある。ピンに 曲げや捩じれがあると、制御環を炉心に入れることができないため、安全性に問 題が生じる。 この発明による制御系は、機械的に単純で、シード中で生じる全ての中性子を通 常にトリウム中で吸収し、Ｕ−２３３を形成する。特に、この制御系は全く　「 非寄生的」である。つまり、中性子を消費しない。 この発明による制御系は、一種の「ベネシアン・ブラインド」と見做せ、このブ ラインド中で「明から暗に」、つまり高い反応度から停止に移行するのに僅かな 距離はど移動するだけである。これに反して、通常の炉心の制御環は［窓の覆い 」のようであり、最大反応度から最小反応度に移行するのに炉心の全長を横切る 必要がある。 第７図は非寄生性の制御系を運転する方法を模式的に示す。シードを垂直な複数 の層に分割し、各々の層が約４５　ｃｍの長さである。連続する層を＃１４と＃ １５のように番号付けすると、との＃１４層もシード燃料要素に＃１５層よりも 大きな燃料密度を有する。 第７ａ図は、最大反応度の位置を示す。４１４層上のシードの中心にある可動シ ード燃料要素は、＃１５層内にあるジルコニウム延長部によって接続される。＃ ｌ５１１ｆ上のシードの中心にある可動ブランケット（混合トリウム・ウラニウ ム酸化物）燃料要素は＃１４＠内にあるジルコニウム延長部によって接続される 。可動ブランケット燃料要素は可動シード延長部の両側に配置されている。 第７ｂ図は、最小反応度（停止）の位置を示す。可動シード要素は今度は＃１５ 層内ににあり、可動ブランケット要素は今度は固定シード燃料の間の＃１４層内 にある。炉心の反応度は減少している。何故なら、（１）高密度の可動シード燃 料が低い増殖係数の容積に移動し、（２）高密度の固定シード燃料要素の領域が 今度はブランケット燃料で分離され、これ等の領域が薄い有効厚さを有し、ブラ ンケット燃料へ中性子を多く漏らすことになるがらである。 シードからの過剰な中性子は全てトリウムの中に有効に吸収されＵ　−２３３を 形成する。そして、寄生的に吸収する制御物質がないことが分かる。中性子を消 耗しないので、必要なシード出力が減少し、ブランケット出力が増大する。これ は原子炉の目的を果たす。シード出力は高価であり、少量のプルトニウムを生成 する。ブランケット（トリウム）出力は高価でなく、プルトニウムを生成しない 。 この発明による制御系も、原子炉の炉心に対する通常の制御系より機械的にもっ と単純である。これに関連して、加圧容器は原子炉出カプラントで最も経費のか かる項目の一つである。この制御系により、加圧容器の高さをそれに応じた低価 格に低減できる。従って、原子力の利得に加えて、この制御系は安全性を改善し 、初期建設コストを低減する。 第８図はこの発明による複合シード・ブランケット領域に対する好適幾何学形状 を示す。第８ａ図には、比較的小さい円環が、また第８ｂ図にもっと大きい比較 的狭い円環が示しである。シード燃料要素１１はブランケット燃料要素１２によ って取り囲まれている。制御アサンブリーは円環の中心に配置されている。 第９ａ図と第９ｂ図は、第８ａ図と第８ｂ図の複合シード・ブランケットアサン ブリーの固定部分の垂直構造を示す。これ等のアサンブリーは交互に４５センチ メートルの厚さの層１４と１５で形成されている。層１４は主にシード燃料要素 で構成されている。層１５はブランケット燃料要素とウラニウムの量を少なめだ シード燃料要素とで構成されている。１２〜１８力月の期間でシードを燃料を再 添加することが必要であり、ブランケット燃料は１０〜１２の間、炉心にあるの で、以下の構造を採用してシード燃料を別々に取り除くことができる。シード燃 料要素が広い間隔となる利点がある。第１０図と第１１図に示すように、固定シ ード燃料要素１６は、炉心の全長にわたり４５センチメートルの長さのウラニウ ム・ジルコニウム合金１７と、４５センチメートルの長さの量を低減させたウラ ニウム・ジルコニウム合金１８を交互にした一連の配置で構成されている。従っ て、シード燃料要素１６を全て炉心から除去でき、新しい燃料と交換できるが、 ブランケット燃料要素は全てそこに滞在している。 第１０図と第１１図も非寄生性の制御系の詳細を示す。制御アサンブリー１３の 可動シード燃料要素１９は、炉心の全長にわたり４５センチメートルの長さのウ ラニウム・ジルコニウム合金２０と４５センチメートルの長さの純ジルカロイ２ １の一連の配置で構成されている。制御アサンブリ−１３の可動ブランケット燃 料要素２２は、炉心の全長にわたり４５センチメートルの長さのトリウム・ウラ ニウム酸化物２３と４５センチメートルの長さの純粋なジルカロイ２４の一連の 配置で構成されている。これ等のブランケット燃料要素２２はシード燃料要素１ ６と１９の間に延びている。ウラニウム・ジルコニウムの長さ２０の間の間隔は 、層１４の反対で、ジルカロイ接続体２４で排除される水を計算に入れている。 反応度を最小値に低減するため制御系を運転するには、制御アサンブリーのシー ド燃料要素１９を層１４から層１５に下に向けて４５センチメートル移動させる 。シード燃料Ｉ９が下に移動するに従い、ブランケット燃料要素２２は層１５か ら層１４に移動する。丁度逆の運動を用いると、反応度が増加する。 制御系のブランケット燃料要素とシード燃料要素は両方とも、原子炉が運転して いる間に一緒に移動する連結された駆動部２５と２６を存する（第９図）。シー ドを再添加するため、休止している間にこれ等の駆動部の連結を外し、シード燃 料要素を除去し、制御系のブランケット燃料要素を乱すことなく交換される。 この発明の重要な特性は、ブランケット燃料に一様な軸方向消耗部が設けである 点にある。シード燃料は層＃１４より層＃１５で密度が低いので、層＃１５のシ ート出力は低く、従ってブランケットに供給される中性子は少ない。その結果、 このレベルで低いブランケット出力となる。 可動ブランケット燃料には、問題がない。新しいシードを挿入すると（シード反 応度は最大）、可動ブランケット燃料が層＃１４に配置される。シードが消耗す るに従い、可動ブランケット燃料は次第に層＃１５に降下する。 こうして、シードの寿命の間に、可動ブランケット燃料は両方の層でシード燃料 にほぼ等しい露出をする。 固定ブランケット燃料に対して、一様な軸方向の消耗を保証するため、連続する シードの各々は、第９ｃ図と第９ｄ図、第１０ｃ図と第１０ｄ図、および第１１ ｃ図と第１ｉｄ図に示すように、逆にされた層＃１４と層＃１５の相対位置を有 する。制御系を適正に機能させるには、移動ブランケット燃料の駆動部を各層で 約４５　ｃｍの長さほど上げ下げすることだけが必要である。 こうして、多数のシードを交換するブランケットの寿命の間に、固定ブランケッ トの各層がほぼ等しい消耗を経験する。 第８ａ図の円環に対して、独立した制御駆動部２８を各円環に設けるか、あるい は共通の制御駆動部を二つまたはそれ以上の円環に設ける。第８ｂ図の円環では 、多数の独立した制御駆動部２８が図示のように設けである。 ブランケット燃料の増殖係数は炉心を運転する間にわたって、はぼ一定であるこ とが重要であることに注意すべきである。そうでなければ、制御系の有効性はト リウムの増殖係数がほぼ零から１に近い値に増加するに従い、広い変化を呈する 。 第８〜１１図に示す好適実施例の典型的な寸法は、以下に表１に示しである。つ まり、 表Ｉ シード燃料アサンブリー 平坦部の間の距離、ｃｍ　２０ 炉心中のアサンブリーの数　６９ 体積比：外部領域に対する内部領域　２５％内部反射体、ｃｍ　７．５ 外部反射体、ｃｍ　１５ シ一ド燃料円環 厚さ、　ｃｍ　１４ シ一ド円環の数　３ 内部反射体、ｃｍ　７．５ 第９ａ図 炉心の有効高さ、Ｃｍ　３６０ 軸方向の層の数　８ 軸方向の層の高さ、ｃｍ　４５ 制御機構の数　６９ 第９ｂ図 炉心の有効高さ、ｃｍ　３６０ 軸方向の層の数　８ 軸方向の層の高さ、ｃｍ　４５ 制御機構の数　４８ 第１Ｏ図と第１１図 部分１６と１９．直径＝ｍｍ　７．２ 部分２３と２７．厚さ＝＋ｕｍ　３．５被覆厚さ、ｍａｎ　０．５ 合成厚さ、ｍｍ　２．５最ｌｊ′Ｘ 部品２４　機械的な考慮により要求される最／ＪＸ上記寸法の何れも各実施例で 比較的重要と考えられる。何故なら、それ等は（１）制御特性、および（２）シ ード領域とプランケ・ノド領域との間の中性子の流れ、およびブランケットによ って生じる炉心出力の一部に影響を与える炉心からの中性子の洩れに影響を及ぼ す。 シード領域の各々の寸法は、炉心の設計を単純化するように、シードの数を最小 にする妥協によって決まるが、ブランケット内でできる限り一様な出力分布を与 えるのに十分な数のシードであるべきである。 制御機構のストロークの長さでもある軸方向の層の高さは、制御ストロークをで きる限り短くするが、制御駆動機構に問題が生じるほど大きな感度（単位長さ当 たりの反応度の変化）を有していないことの間の妥協により設定される。 表ＩＩはこの発明の原理を採用している１３００メガワツトの電気加圧水原子炉 に対する典型的な運転パラメータを設定している。 表Ｉｆ 典型的な１３００１ＪＷｅの加圧水原子炉の運転パラメータシード燃料ピンの直 径、Ｍ７．２ ブランケット燃料ピンの直径、胴 外径　１４．４ 内径　０．５ 被覆（ジルカロイ）の厚さ、ｍｍ　０．５６燃料対減速材の体積比 温度　’　Ｋ　（’　Ｆ） 燃料　９８０　（１３０５） 冷却材　５６７　（５６０） 被覆　６３０　（６７５） 出力密度 炉心のＫｗ／ｌ　９０ ｗ／ｃｍ　炉心の高さ　２５０ 等価炉心半径、ｃｍ　１８６ 有効炉心高さ、ｃｍ　３６０ 炉心材料の密度　９５％　理論的 発明の数学的な基礎 この発明の数学的基礎はＣＲＣＨａｎｄｂｏｏｋ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｒｅ ａｃｔｏｒ　Ｃａ１ｃｕｌａｔｉｏｎｓ。 Ｖｏｌｕｍｅ　ＩＩｌ、　ＣＲＣＰｒｅｓｓ、　ｐｐ、　３６５−４４８　（１ ９８６）の“５ｅｅｄ−Ｂｌａｎｋｅｔ　Ｒｅａｃｔｏｒｓh と称する章で説明されている。高速コンピュータの出現と共に、明確な数学式は 実用原子炉の設計の計算に対して最早今日一般的に使用されていないことを認識 すべきである。しかし、そのような公式は物理的な洞察を与えるので、それ等の 公式が助けになる場合、以下に開示する。 このような公式の代わり、実験で調べである高精度の複雑な原子炉コードが一般 的に使用されている。この発明の開発に採用した基本コードはＷＩＭＳ。 ＲＡＢＢＬＥ、　ＤＯＴおよびＡＮ［ＳＮである。（Ｊ、Ｒ，Ａｓｋｅｗ、　Ｐ 、Ｊ、　Ｆａｙｅｒｓ、　ａｎｄ　Ｐ、Ｂ。 ”ＲＡＢ　ＢＬＥ、　Ａ　Ｐｒｏｇｒａｍ　ｆｏｒ　Ｃｏｍｐｕｔａｔｉｏｎ　 ｏｆ　Ｒｅ５ｏｎａｃｅ　Ａｂｓｏｒｐｔｉｏｎ　ｉｎ　Ｍ浮撃狽堰| ｒｅｇｉｏｎ　Ｒｅａｃｔｏｒ　Ｃｅ１ｌｓ″、　ＡＮし７３２６．　Ａｒｇｏ ｎｎｅ　Ｎａｔｉｎａｌ　Ｌａｂｏｒａｔｏｒｙ、　Ａｒｇ盾獅獅■B Ｉｌｌ、　（１９６７）；　Ｗ、Ａ、　Ｒｈｏａｄｓ、　ｅｔ　ａｌ、、　“Ｄ ＯＴ−Ｔｗｏ　Ｄｉｍｅｎｓｉｏｎａｌ　ＤｉｓｃｒｅｔｅＯｒｄｉｎａｔｅｓ 　Ｒａｄｉａｔｉｏｎ　Ｔｒａｎｓｐｏｒｔ　Ｃｏｄｅ”、０ＲＮＬ　ＣＣＣ− ２７６、０ａｋ　ＲｉｄｇｅＬａｂｏｒａｔｏｒｙ、　Ｏａｋ　Ｒｉｄｇｅ、　 Ｔｅｎｎ、、　（１９７６）　ａｎｄ　Ｗ、Ｗ、　Ｅｎｇｅｌ、　Ｊｒ、、　” ＡＮ［Ｓm　− （１９７６）。 ａ、シード内のプルトニウムの基本源はＵ−２３８の共鳴吸収による中性子の捕 獲である。これはシードのウラニウム燃料の８０パーセントを成す。核分裂で生 じた全ての中性子のうち、Ｕ−２３８によるそのような捕獲を逃れた中性子の割 合をｐ、つまり共鳴吸収を逃れた確率とする。そうすると、１−ｐはＵ−２３８ で捕獲された中性子の割合で、プルトニウムを形成する。ｐは近似的に１ 、＝、−＋”°・′°パ と表せる。ここで、Ａは燃料要素の成分に依存する定数、■、は燃料容積の割合 、および■、は水の容積の割合である。Ｖ、／Ｖ、が減少すると、ｐは１の値に 近づくことが分かる。この発明によれば、ＶＦ／Ｖ、の範囲が６〜１０の間でｐ の最小値は０．９５であるので、１−　ｐ＝　０．０５である。従って、シード 領域でのプルトニウムの生成量は非常に少ない。 ｂ、シード増殖係数、ｋ、は伝統的な４因子公式、ｋ、　＝ηｆｐε て与えられる。ここでηは２．０６であって、Ｕ−２３５で捕獲された中性子に 対して放出された中性子の数であり、εは所謂「高速効果」で１に近い、そして ｆは値がシードウラニウムの量および燃焼割合と共に変わる熱利用度である。ｐ は上に述へたように、共鳴吸収を逃れる確率である。従って、ｋ、はｐが１に近 づくと最大値に達する。 ブランケット領域 ａ、ブランケット中での燃料対水の体積比（０，８〜１．５の範囲内にある）と ウラニウム酸化物（Ｕ−２３５／　Ｕ−２３８の比が２０　：　８０）　（７） 割合（６〜１０パーセントの範囲内にある）は、ブランケットの増殖係数、ｋ、 をブランケットの全寿命１００．０００　ＭＷＤ／Ｔにわたり、できる限り高く 、しがちできる限り一定に維持するように選択される。ブランケットの増殖係数 に、は通常のように吸収された中性子当たり発生する中性子の数と定義される。 多くの複雑な因子が含まれているので、最適な選択をコンピュータ計算で決める 必要がある。代表的な曲線は’５ｅｅｄ−Ｂｌａｎｋｅｔ　Ｒｅａｃｔｏｒｓ’ 、　ＣＲＣＨａｎｄｂｏｏｋ　ｏｆ　ＮｕｃｌｅａｒＲｅａｃｔｏｒ　Ｃａ１ｃ ｕｌａｔｉｏｎｓ、　Ｖｏｌｕｍｅ　ＩＩｌ、　ＣＲＣＰｒｅｓｓ、　（１９８ ６）中のｐｐ、　３８４−５に記載されている。しかし、燃料対水の体積比が冷 却問題となるほどは小さくなく、多量の中性子が水またはプロトアクチニウムで 捕獲されるほと大きくない。 ｂ、シード出力に対するブランケット出力の比は、トリウムから導かれるエネル ギを決めるのに決定的に重要である。炉心からの中性子の洩れが少ない大型原子 炉に対して非常に正確である単純化された式は、以下のようになる。つまり、 ここで、Ｐ８はブランケット内の出力、Ｐ８はシード内の出力、ｋ、はブランケ ットの増殖係数、およびに、はシードの増殖係数である。Σに８はブランケット からシードに行く熱中性子の流れに関連している。 周知のシード・ブランケット原子炉では、Ｓｋ、の符号は負である。しかし、こ の発明では、シードの水の量が非常に大きいので、’ｋｍの符号は正である。　 ｋ８の大きさは約０．２５であるが、以下の数値的な例から分かるように、この 大きさはシードの出力に対するブランケットの出力の比に強く影響を与える。ｋ ４の最低値（シードがほぼ排出されている場合）は約１．４である。Ｐ、の平均 値は約０．９３である。　ｋ、があるため、（Ｐｅ＋Ｐａ）に対するＰ、の比は ０．８以上である。その結果、炉心出力の８５パ一セント以上がブランケットか ら得られる。 Ｃ，ブランケット中でのプルトニウム生成量を計算するため、Ｕ　−２３８が通 常のウラニウム原子炉と同じ量のＵ−２３８とほぼ同程度の中性子を吸収すると 仮定する。ブランケット中のＵ−２３８の最大量は（ブランケット中の１０パー セントのウラニウム量の上限をとると）８パーセントである。ブランケットは少 なくとも１０年は炉心の中にあるので、プルトニウムの各年当たりの生成量は通 常の炉心の生成量の０．８パーセントである。生成量は実際には通常の炉心の約 ０．６パーセントである（即ち、０．８　ｘ　０．７５）。何故なら、ブランケ ットは通常の炉心の出力の約７５パーセントを生成するからである。 非寄生性の制御系 約４５センチメートルの制御系の動きが、１５のエネルギ群を利用して非常に正 確なコードＡＮＩＳＮとＤＯＴ４．２に基づき計算された。 炉心の中性子は百方ボルト以上から１電子ボルトの数分の１までの範囲の広いエ ネルギ・スペクトルにわたって分布している。これ等の全ての中性子エネルギを 適正に取り扱うことを確実にするため、中性子エネルギのスペクトルを大くの数 の群に分割する。この計算では、群の数を１５以上に増やしても結果に穎著な相 違が生じないことが分かった。従って、Ｉ５の中性子群を使用すると適当である と決めた。 計算結果は、制御系の動きを４５センチメートル以上に増加させても、制御量を 利用できるほど増加させず、機械的な複雑さを殆ど加えないことを示した。スト ロークを４５センチメートル以下に低減すると、利用できる制御量が急激に減少 し、センチメータ当たりの反応度の変化が増加する。これは制御系の動きを微細 に調整すること必要とし、再び機械的な複雑さを付加する。従って、制御棒の動 きに対して約４５センチメートルが理想的な長さであると分かった。 発明で使用するトリウム燃料 この発明による原子炉の炉心は、トリウムあるいはＴ　ｈ−２３２がら出力の約 ７５パーセントを得ている。従って、この燃料に関する説明に一言するのが適当 である。 トリウムは自然に広く分布している。注目される鉱石は、ウラニウム鉱石のｌ〜 ４パーセントと対照されるように、５〜８パーセントのトリウムを含む。 この発明の原子炉の炉心のブランケットで用いるトリウムは、丁度ウラニウム酸 化物を通常の炉心で使用するように、酸化物の形状である。トリウム酸化物とウ ラニウム酸化物を製造する方法は非常に良く似ている。従って、トリウム燃料要 素を製造するのに新しい技術や道具を必要としない。 トリウムをウラニウムから区別する重要な方法は、１、トリウムはウラニウムよ り少なくとも３倍豊富である。主要な供給源はインドとブラジルにある。トリウ ムは、市場価格が極めて低いので、その調査は非常に僅かしか行われていない。 ２、天然トリウムは核分裂する物質を絶対に含んでいない。 ３、トリウムはＵ−２３８の中性子吸収確率の約三倍を有する。 ４、トリウムが一個の中性子を吸収すると、約１カ月後にＵ−２３３，つまりウ ラニウムの核分裂可能な形態に変換する。Ｕ−２３３は、Ｕ−２３５やＰ　ｕ− ２３９と同じように、兵器として使用できる。原子炉に使用するには、ｔＪ　− ２３３が優れている。何故なら、それはＵ−２３５やＰ　ｕ−２３９と比へて、 吸収された中性子当たり約ｌＯ％多く中性子を放出するからである。 ５、　Ｕ−２３３の難点は強力なガンマ線輻射を放出することにある。そのため 、Ｕ−２３３を燃料要素に作製するのに、強遮蔽物の背後で離れて行う必要があ り、経費が非常にかかる処理である。これに反して、Ｕ−２３５は特別な注意な しに処理できる。プルトニウムの処理は、吸入を防止するため、マスクを使用す る必要がある。従って、プルトニウムの作製はＵ〜２３５より経費がかかるが、 Ｕ−２３３より経費がかからない。 ６、トリウム酸化物はウラニウム酸化物に比べて優れた金属学的な特性を存する 。トリウム酸化物は核分裂した１０％あるいはそれ以上の原子に耐えうる。つま り、ウラニウム酸化物の２倍以上に耐える。これは、トリウム酸化物が非常に強 固な完全な立方格子を形成するが、ウラニウム酸化物は多くの不規則性を伴う構 造を有するためである。この発明はトリウムの上記特性の利点を採用している。 ７、トリウム酸化物はウラニウム酸化物より高い溶融温度とより良好な熱伝導度 を有する。これは、冷却媒体の損失事故が生じた場合、炉心の溶融に対してより 大きい抵抗を与える。 発明の利点 通常の原子炉に比べてこの発明の主要な利点は以下のような範噴に分類される。 即ち、 １、非増殖性二　合衆国の国防省は現今の原子炉で生じるプルトニウムの総ｌ・ ン数に関して理解のある関心を示している。もっと大きな危険は、日本国のよう な国によって生じている。これ等の国はナトリウム冷却高速増殖炉の建設を計画 していて、この増殖炉は大量の兵器純度のプロトニウムを発生し、核爆弾にはわ ずか数キログラムのプルトニウムしか必要でない。 ２、経済性：　現在通常の原子炉を運転するコストで主要な項目はウラニウム燃 料である。この発明により建設された炉心の燃料を添加するコストは少なくとも ２／３はど低減される。何故なら、利用可能なエネルギの２０〜２５％しかウラ ニウムから得られないからである。炉心の３／４（）リウム・ブランケット領域 ）が通常の炉心の３年の代わりに１０〜１２年の間持ちこたえるので、炉心に燃 料を添加するコストも低減する。他の重要な節約は炉心を建設する初期経費にも 役立つ。 ３、安全性二　通常の原子炉の炉心は「事故の発生を待っている」ものとして記 述される。溶解可能な硼素制御系と通常の炉心の機械的な制御系の両方は明らか に危険を示す。 ４、核廃棄物二　二の発明による原子炉は、通常の原子炉より半分以下の高レベ ル核廃棄物を排出する。 これ等の４つの範嗜の各々を以下に詳しく議論する。 この発明による炉心に使用するシード燃料は２０％Ｕ−２３５／　８０％Ｕ　− ２３８である。これは、この燃料を無限に用いても核爆発が発生しえないので、 合衆国エネルギ省が全ての試験原子炉に指定するタイプの燃料である。この燃料 が燃えるに従い、Ｕ−２３８に対するＵ−２３５の比が減少する。 ブランケットから排出された燃料を二つの理由により核爆弾として使用できな。 ａ、ブランケットで発生する核分裂燃料はＵ−２３３のみであるが、比較的大量 の非核分裂性の同位元素と混合して変性される。前記同位元素は初期段階でブラ ンケットに含まれているＵ−２３８，運転中に発生するＵ−２３２とＵ　−２３ ４である。 ｂ、ブランケットから排出されるＵ−２３３は非常に強力なガンマ線輻射を伴う 。この理由だけで、取り扱いや人の保護に必要なガンマ線の遮蔽体の重量が大き いため、Ｕ−２３３から有効な核兵器を作製するのに実用的でない。 トリウム中にＵ−２３３が生じた後には、ガンマ線の活性度が時間と共に増加す る。これは放射能が時間と共に減少するという一般則に対して例外である。 この理由は、ガンマ線の活性度が実際にはＵ−２３３自体によるのではなく、高 いガンマ線活性度を有する製品を与える二次反応で生じる同位体Ｕ−２３２によ るからである。トリウムから排出される高レベル核廃棄物の全量は、以下で核廃 棄物に関連して説明するように、通常の炉心からの対応する量より未だ十分低い 。 ２、経済性 核出力の経済性は二つの部分から成る。つまり、運転コストと資本コストである 。 最近の燃料コストに関して、通常の軽水原子炉発電プラントは原子炉の炉心の３ 分の１を取り替えるため一年に約９０、ｏｏｏ、　ｏｏｏ　ドル経費がかかる。 この発明の炉心では、比較的小さなシード領域を１２〜１８力月毎に入れ換える が、上記の値が半分に低減する。ブランケットは１０〜１２年毎に一回取り替え る。そのコストはシード領域のコストより非常に少なく、多年にわたって分散さ れる。 この経済的な利点の主な理由は、エネルギの約７０〜８０パーセントを、現在の ところ実質上「自由」であるトリウムから得ていることによる。この負荷係数は 、シードから必要とされる中性子の数を大幅に低減する非寄生性の制御系を使用 することによって達成される。他の点は、通常の原子炉から排出される燃料が除 外される点にある。何故なら、核分裂する内容の大半がプルトニウムであり、こ のプルトニウムは高価で使用できず、その処理は合衆国政府によって禁止されて いる。この発明によれば、排出されたシード燃料は未だ約ｌＯパーセントのＵ− ２３５を含み、殆どプルトニウムを含まない。 この燃料は核分裂品から容易に取り出すことができ、別な作業により非常に僅か なコストで２０パーセントのＵ−２３５に再濃縮できる。この発明で不要である 通常の炉心の他のコストは、制御吸収体の取り替えと、燃料アサンブリーを再配 置することにある。 主要なコストの範囲では、この発明による炉心の設計が全設備コストの約１５〜 ２０パーセントを節約する。この節約は、（１）数千フィートの管、混合タンク 、濾過機、給水ポンプ等を備えた溶解性の硼素系を使用しない、（２）制御棒の 駆動部の経費と複雑さの低減、（３）加圧容器の低減された高さ、および（４） 封じ込め構造体の低減された寸法に起因する。 良く知られているように、通常の原子炉の炉心の所謂「負荷追従性」は、溶融性 の硼素制御系のため、遅くて面倒である。これは、炉心に多くの硼素がある場合 、運転サイクルの初めで特にそうである。他方、この発明による炉心では、所謂 「絞り調整制御」技術を使用できる。これは、電力需要が増加すると、絞り調整 弁を開き、より多くの冷水を炉心に流して、反応度と出め、付加的で特別な制御 棒（［半分ｊの捧および「灰色」の棒）を相当余分な経費で設置する。更に、電 力需要に対して遅い応答が出力を消耗する手段を変えるので、運転経費を増大さ せる。 ３．安全性 この発明による原子炉の炉心の設計思想は、安全性の観点から、以下の点で従来 の軽水原子炉の炉心に比べて優れている。つまり、通常の軽水原子炉では、制御 環と駆動機構が１０００　ＭＷｅの定格に対して約１２フイートの炉心の高さの 約３倍（即ち、全体で３６フイート）延びている。典型的な捧の各々は２６本の 吸収ピンで終わり、各々１２フイートの長さで直径が１センチメートである。こ の吸収ビンは燃焼アサンブリーの穴に挿入される。そのように細いピンを２４フ イート離れたところから駆動すると、ピンが曲がり炉心に通すことができない恐 れがあることは明らかである。 更に、炉心を早く止めるには、所謂［流れ損失事故Ｊ　（ＬＯＦＡ）の場合のよ うに、欅を全て炉心に入れる必要がある。 これに反して、この発明による制御系では約４５センチメートルの動きしか必要 でなく、炉心をもっと早く止めることができる。この配置は、捩じれもより少な い。 流れ損失の事故（ＬＯＦＡ）の場合には、この発明による炉心は幾つかの点で優 れている。中性子の洩れが大きいシード領域は小さな炉心のように振る舞う。シ ード内の水は最初沸騰し始め、反応度が急激に減少する。シード領域中の燃料要 素は好ましくは金属性のウラニウム・ジルコニウム合金であり、通常の原子炉の セラミックスのウラニウム酸化物より熱に乱れが少ない。この炉心のブランケッ ト領域でさえも、通常の炉心に比べて優れている。何故なら、トリウム酸化物は ウラニウム酸化物より高い熱伝導度を有するからである。 通常の軽水原子炉は、運転期間中炉心の反応性と出力レベルを調整するため、冷 媒中に硼酸を使用している。既に述べたように、僅かな硼素の洩れが、冷却ポン プや弁に使用されているような高強度鋼部品に溜まり、これ等の部品を腐食する ことが知られている。冷媒に硼素があると、有効な負荷追従性を乱す。それにも かかわらず、産業界は溶解性の硼素の調整を止めることができない。これは、恐 らくそのような中止が上に説明した付随する機械的な複雑さと共に、多数の制御 環を加えることになるからである。それにもかかわらず、溶解性の硼素の調整を 必要としないこの発明による原子炉の炉心では、炉の制御系は通常の原子炉の系 よりもっと機械的に単純である。 溶解性の硼素の調整に伴う他の問題は、ＬＯＦＡの場合、緊急冷媒供給が硼酸塩 で処理しないままにできるので、炉心に新鮮な水を注ぎ、反応性の急激な変動を 困難にする。 通常の軽水原子炉は、適当に設計されて建設されていれば、見かけ上、事故の場 合に放射能をばらまく恐れはないけれども、炉心の溶融と大きな経済損失となり 得る多くの弱点を有する。この発明による原子炉の炉心を用いると、そのような 事故の確率が非常に低減する。 ４、核廃棄物 核廃棄物には二つの範晴が考えられる。つまり低レベル廃棄物と高レベル廃棄物 である。 低レベル廃棄物に対しては、この発明による炉心は、廃棄物の量が発生する全エ ネルギにのみ依存するので、通常の炉心より有利ではない。 しかし、高レベル廃棄物に関しては、この炉心から排出される放射能の量は、通 常の原子炉の炉心からの量の半分以下である。 これに関する解釈は次のようになる。つまり、１２〜１８力月毎に燃料を再添加 するシード領域は通常の原子炉と同じ程度の頻度で高レベル廃棄物を排出するが 、シード中で全体のエネルギの２０〜２５パーセントしか発生させない。１０〜 １２年の間、炉心中にあるブランケット領域では、高レベル廃棄物の放射能は少 なくとも係数７はど低減する。これは、簡単に上記廃棄物が早く崩壊し、もっと 少ない量の放射能の残留物を形成するからである。 この過程は、高レベル廃棄物中の中性子吸収により支援され、炉心の中にあって 、放射能の少ない原子核にも変換する。こうして、ブランケットがら排出される 高レベル廃棄物の放射能は、通常の原子炉の炉心から排出される対応する量より も少なくとも係数７はと少ない。シード領域とブランケット領域から生じる放射 能の量に各領域から生じるエネルギの量で重みを付ければ（シード領域から２０ 〜２５％、ブランケット領域から８０〜７５％）、排出される全放射性廃棄物は 、通常の炉心から排出される高レベル廃棄物の半分以下であることを示せる。 従って、結論として請求める全ての目的および利点を実現する新規な非増殖型軽 水原子炉を示し、説明した。しかし、この発明の多くの変更、改造、変形および 他の利用や応用は、好適実施例を開示するこの明細書と添付図面を考慮すれば、 当業者にとって明らかになる。この発明の精神と権利範囲がら外れていない、そ のような変更、改造、変形および他の利用は、全て以下に続く請求の範囲によっ てのみ限定されるべき、この発明の権利が及ぶものであると考えられる。 −一一一一一　天然ウラニュウム ＦＩＧ、５　□　天然ト１功ム 一一一一一一一　使用済みウラニウム（０，２％″３″Ｕ）−ｍ−無効になった トリウム（０，７１％−ａ−Ｕ）？香陣啓 ｍシード燃料要素、通常の量の燃料合金ロ＝Ｉ］シード燃料要素、低減した量の 燃料合金Ｗ　シード燃料要素、Ｚｒ接続部 ＞固定ブランケット燃料要素 ｌ可動ブランケット燃料要素 ３乙乙乙可動ブランケツト燃料要素、Ｚｒ接続部ＦＩＧ、７ｂ　七反９■ ＦＩＧ、８Ｇ（１） にと交δ　内部反射体 口重ρ○〜 ピ〉区交内部反射体 ロニ＝コ　外部接続体 ＆Σ３因　内部接続体 ＦＩＧ、９ａ ＦＩＧ、９ｂ ［＝＝コ　外部接続体 は夕２お　内部接続体 口＝＝コ　外部接続体 間圧８囮　内部接続体 最大反応位置 ＦＩＧ、１０Ｇ　（典型的な炉心の縦断面図）ＦｉＧ、１０ｂ　最大反応位置 （典型的な炉心の縦断面図） 最大反応位置 ”Ｇ”ＣＣ＄ｉ、’ＪＩＣＯｆｔｔｉ”ｉ、ａ＞［ｆ’Ｗｎ、最小反応位置 ＦＩＧ、Ｉｌｂ　、−一い７６、。−一。 １６　２２　＋９　２２　１６　１６　２２　１９　２２　１６１６　１６　１ ６　２２ＦＪ　１９２２　＋６　１６　１６フロントページの続き （８１）指定国　ＥＰ（ＡＴ、ＢＥ、ＣＨ，ＤＥ。 ＤＫ、ＥＳ、ＦＲ，ＧＢ、ＧＲ，ＩＥ、ＩＴ、ＬＵ、ＭＣ，ＮＬ、ＰＴ、ＳＥ） 、０Ａ（ＢＦ、ＢＪ、ＣＦ、ＣＧ、　ＣＩ、　ＣＭ、　ＧＡ、　ＧＮ、　ＭＬ、 　ＭＲ，ＳＮ、　ＴＤ。 ＴＧ）、　ＡＴ、　ＡＵ、　ＢＢ、　ＢＧ、　ＢＲ，ＣＡ、　ＣＨ。 ＣＺ、ＤＥ、ＤＫ、ＥＳ、ＦＩ、ＧＢ、ＨＵ、ＪＰ、ＫＰ、ＫＲ，ＬＫ、ＬＵ、 ＭＧ、ＭＮ、ＭＷ、ＮＬ、Ｎ。 、ＮＺ、ＰＬ、ＰＴ、ＲＯ，ＲＵ、ＳＤ、ＳＥ、ＳＫ。 Ａ

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １．（ａ）各々が核分裂性物質の臨界量を有するシード燃料要素を有し、前記シ ード燃料要素が最初に１０：９０から非増殖性である最大の比までの範囲にある Ｕ−２３５とＵ−２３８から実質上成る、少なくとも一つのシード領域、および 、（ｂ）前記シード領域を囲み、主にＴｈ−２３２から成るブランケット燃料要 素を有するブランケット領域、 で構成される炉心を有する原子炉。 ２．前記シード領城内のＵ−２３５とＵ−２３８の初期の比がほぼ２０：８０で ある、請求の範囲第１項に規定する原子炉。 ３．前記ブランケット領域内にほぼ一様に配分された多数のシード領域があり、 各シード領域は他のシード領域と実質上中性子による作用をすることなく、中性 子による連鎖反応を維持できる、請求の範囲第１項に規定する原子炉。 ４．ブランケット領域に含まれる燃料要素は、最初ウラニウムと一緒に濃縮され 、２〜１２パーセントの範囲でウラニウムの初期体積パーセントを与える、請求 の範囲第１項に規定する原子炉。 ５．前記ブランケット領域内のウラニウムの初期体積パーセントは６〜１０パー セントの範囲にある、請求の範囲第４項に規定する原子炉。 ６．前記ブランケット領域内のウラニウムの初期体積パーセントは、ほぼ８パー セントである、請求の範囲第５項に規定する原子炉。 ７．前記ブランケット領域に最初あるウラニウムは１０：９０から非増殖性であ る最大比までの初期比の範囲のＵ−２３５とＵ−２３８で構成されている、請求 の範囲第４項に規定する原子炉。 ８．前記ブランケット領域内のＵ−２３５とＵ−２３８の初期体積比は、約２０ ：８０てある、請求の範囲第７項に規定する原子炉。 ９．前記シード領域に最初にあるウラニウムは、ウラニウム酸化物の形状である 、請求の範囲第１項に規定する原子炉。 １０．前記シード領域に最初にあるウラニウムは、ウラニウム・ジルコニウム合 金の形状である、請求の範囲第１項に規定する原子炉。 １１．前記ブランケット領域に最初にあるトリウムは、トリウム酸化物の形状で ある、請求の範囲第１項に規定する原子炉。 １２．前記ブランケット領域に最初にあるウラニウムは、ウラニウム酸化物の形 状である、請求の範囲第１項に規定する原子炉。 １３．更に、前記ブランケット領域中の燃料要素を乱すことなく、前記シード領 域中の燃料要素を交換する手段を有する、請求の範囲第１項に規定する原子炉。 １４．更に、前記シード領域中の燃料要素を乱すことなく、前記ブランケット領 域中の燃料要素を交換する手段を有する、請求の範囲第１項に規定する原子炉。 １５．更に、水を主として熱交換媒体として使用して、前記炉心を冷却する手段 を有する、請求の範囲第１項に規定する原子炉。 １６．前記水は軽水である、請求の範囲第１５項に規定する原子炉。 １７．前記冷却手段は前記炉心を含む原子炉の加圧容器と、前記炉心の運転温度 で上記の形成を阻止するため前記水を前記容器に供給する手段とを保有する、請 求の範囲第１５項に規定する原子炉。 １８．前記シード領域での燃料対水の体積比は前記ブランケット領域の比より少 なくとも３倍大きい、請求の範囲第１５項に規定する原子炉。 １９．前記シード領域での燃料対水の体積比は３：１から１０：１の範囲にある 、請求の範囲第１５項に規定する原子炉。 ２０．前記ブランケット領域での燃料対水の体積比は０．８〜１．５の範囲にあ る、請求の範囲第１５項に規定する原子炉。 ２１．前記シード領域のウラニウムは、ウラニウム・ジルコニウム合金の形状で ある、請求の範囲第１９項に規定する原子炉。 ２２．更に、前記炉心を取り囲む中性子の反射体領域を有し、前記反射体領域は 主にＴｈ−２３２から成る燃料要素を含む、請求の範囲第１項に規定する原子炉 。 ２３．前記反射体領域中にある燃料要素は、最初Ｕ−２３８と共に濃縮されてい る、請求の範囲第２２項に規定する原子炉。 ２４．更に、前記炉心の核反応速度を制御する非寄生的な手段を有する、請求の 範囲第１項に規定する原子炉。 ２５．前記制御手段は、主として前記シード領域の核反応速度を制御する、請求 の範囲第２４項に規定する原子炉。 ２６．前記シード燃料要素は細長く、前記炉心で垂直に向いていて、前記原子炉 は更に、 （ｃ）前記炉心中での核反応の速度を制御する手段を有し、前記制御手段には、 （１）制御要素の各々が一方の端部から他方の端部に向けて規定された長さの複 数の部分を有し、前記シード燃料要素に平行に配列された多数の細長く垂直に向 いた制御要素、および、 （２）前記規定された長さにほぼ等しい距離にわたって垂直方向に前記制御要素 の少なくとも幾つかを移動させる手段、がある、請求の範囲第１項に規定する原 子炉。 ２７．前記制御要素は非寄生的である、請求の範囲第２６項に規定する原子炉。 ２８．前記制御要素は前記シード領域と前記ブランケット領域の間の制御領域内 に配設されている、請求の範囲第２６項に規定する原子炉。 ２９．前記制御領域は前記シード傾城を取り囲んでいる、請求の範囲第２８項に 規定する原子炉。 ３０．前記制御要素は複数の固定制御要素と前記移動手段に連結する複数の可動 制御要素とを有し、前記固定制御要素は前記可動制御要素の直ぐ隣に配設されて いる、請求の範囲第２６項に規定する原子炉。 ３１．前記固定制御要素の少なくとも幾つかは、前記シード領域と前記可動制御 要素との間に配設されている、請求の範囲第３０項に規定する原子炉。 ３２．前記固定制御要素の少なくとも幾つかは、前記ブランケット領域と前記可 動制御要素との間に配設されている、請求の範囲第３０項に規定する原子炉。 ３３．前記固定制御要素は前記可動制御要素の反対側に配設されている、請求の 範囲第３０項に規定する原子炉。 ３４．前記制御要素は前記シード領域と前記ブランケット領域の間の制御領域に 配置されていて、前記可動制御要素の一方の側の第一固定制御要素は前記シード 傾城の隣に配置してあり、前記可動制御要素の反対側の第二固定制御要素は前記 ブランケット領域の隣に配置されている、請求の範囲第３３項に規定する原子炉 。 ３５．前記制御要素の少なくとも幾つかの前記部分は、一方の端部から他方の端 部に向けて順次、交互に核分裂性の物質と非核分裂性の物質を有する、請求の範 囲第２６項に規定する原子炉。 ３６．前記非核分裂性の物質は中性子に対してほぼ透明である、請求の範囲第３ ５項に規定する原子炉。 ３７．前記非核分裂性の物質は中性子で核物質に変わる物質である、請求の範囲 第３５項に規定する原子炉。 ３８．前記制御要素の少なくとも幾つかの前記部分は、一方の端部から他方の端 部に向けて順次、交互に中性子で核物質に変わる物質と中性子に透明な物質を有 する、請求の範囲第２６項に規定する原子炉。 ３９．前記核物質に変わる物質はトリウムである、請求の範囲第３７項に規定す る原子炉。 ４０．前記核物質に変わる物質はトリウムである、請求の範囲第３８項に規定す る原子炉。 ４１．前記指定された長さは４５ｃｍにほぼ等しい、請求の範囲第２６項に規定 する原子炉。 ４２．制御要素の各々は前記指定された長さの８個の部分を有する、請求の範囲 第２６項に規定する原子炉。 ４３．前記ブランケット燃料要素は、前記シード燃料要素と前記制御要素に平行 に配置された細長く、垂直に向いた要素である、請求の範囲第２６項に規定する 原子炉。 ４４．前記シード燃料要素と前記ブランケット燃料要素はほぼ等しい長さで、前 記制御要素はほぼ前記シード燃料要素と前記ブランケット燃料要素の全垂直寸法 ほど広がっている、請求の範囲第４３項に規定する原子炉。 ４５．前記移動手段は前記距離に沿って所望の垂直位置まで前記制御要素を移動 させるように動作する、請求の範囲第２６項に規定する原子炉。 ４６．（ａ）各々のシード領域が複数の細長くて垂直に向き、１より大きい反応 度を有する第一シード燃料要素を含む少なくとも一つのシード領域、（ｂ）各々 の制御領域が前記シード燃料要素に平行に向いた細長く垂直に配設された制御要 素を有し、各々の制御要素が一方の端部から他方の端部に向けて、指定された長 さの複数の分割部分を有する少なくとも一つの制御領域、 （ｃ）各々のブランケット領域が一つのシード領域を取り囲み、１より小さい反 応度を有する複数のブランケット燃料要素をブランケット燃料要素を有する少な くとも一つのブランケット領域、および（ｄ）前記制御要素の少なくとも幾つか を前記指定された長さにほぼ等しい距離にわたって垂直方向に移動させる手段、 を有する炉心を備えた原子炉。 ４７．前記制御要素は非寄生的である、請求の範囲第４６項に規定する原子炉。 ４８．前記制御領域は前記シード領域と前記ブランケット領域の間に配設されて いる、請求の範囲第４６項に規定する原子炉。 ４９．前記制御領域は前記シード領域を取り囲んでいる、請求の範囲第４８項に 規定する原子炉。 ５０．前記制御要素は複数の固定制御要素と前記可動手段に連結する複数の可動 制御要素を有し、前記固定制御要素は前記可動制御要素の直ぐ隣に配設されてい る、請求の範囲第４６項に規定する原子炉。 ５１．前記固定制御要素の少なくとも幾つかは、前記シード領域と前記可動制御 要素との間に配設されている、請求の範囲第５０項に規定する原子炉。 ５２．前記固定制御要素の少なくとも幾つかは、前記ブランケット領域と前記可 動制御要素との間に配設されている、請求の範囲第５０項に規定する原子炉。 ５３．前記固定制御要素は前記可動制御要素の反対側に配設されている、請求の 範囲第５０項に規定する原子炉。 ５４．前記制御要素は前記シード領域と前記ブランケット領域の間の制御領域に 配設されていて、第一固定制御要素は前記可動制御要素の一方の側で前記シード 領域の隣に配設され、第二固定制御要素は前記可動制御要素の反対側で前記ブラ ンケット領域の隣に配設されている、請求の範囲第５３項に規定する原子炉。 ５５．前記制御要素の少なくとも幾つかの前記部分は、一方の端部から他方の端 部に向けて順次、交互に核分裂性の物質と非核分裂性の物質を有する、請求の範 囲第４６項に規定する原子炉。 ５６．前記非核分裂性の物質は中性子に対してほぼ透明である、請求の範囲第５ ５項に規定する原子炉。 ５７．前記非核分裂性の物質は中性子で核分裂物質に変わる物質である、請求の 範囲第５５項に規定する原子炉。 ５８．前記制御要素の少なくとも幾つかの前記部分は、一方の端部から他方の端 部に向けて順次、交互に中性子で核分裂物質に変わる物質と中性子に対して透明 な物質を含む、請求の範囲第４６項に規定する原子炉。 ５９．前記核分裂物質に変わる物質はトリウムである、請求の範囲第５７項に規 定する原子炉。 ６０．前記核分裂物質に変わる物質はトリウムである、請求の範囲第５８項に規 定する原子炉。 ６１．前記指定された長さはほぼ４５ｃｍに等しい、請求の範囲第４６項に規定 する原子炉。 ６２．各々の制御要素は前記指定された長さの８部分を有する、請求の範囲第４ ６項に規定する原子炉。 ６３．前記ブランケット燃料要素は前記シード燃料要素と前記制御要素に平行に 配設された細長い垂直に向けた要素である、請求の範囲第４６項に規定する原子 炉。 ６４．前記シード燃料要素と前記ブランケット燃料要素はほぼ同じ長さであり、 前記制御要素は前記シード燃料要素と前記ブランケット燃料要素のほぼ全垂直寸 法に広がっている、請求の範囲第６３項に規定する原子炉。 ６５．前記移動手段は前記距離に沿って所望の垂直位置に前記制御要素を移動さ せるために動作する、請求の範囲第４６項に規定する原子炉。 ６６．複数の前記第一制御要素はブランケット燃料要素から成る複数の第二制御 要素と、シード燃料要素から成る複数の第三制御要素を有する、請求の範囲第４ ６項に規定する原子炉。 ６７．前記第二制御要素中の前記ブランケット燃料要素は制御要素の前記部分に 交互にして配設されている、請求の範囲第６６項に規定する原子炉。 ６８．前記移動手段は前記シード要素の寿命の間に複数の第二の制御要素を次第 に前記指定された長さにほぼ等しい距離にわたって移動させる手段である、請求 の範囲第６７項に規定する原子炉。 ６９．前記第三制御要素中の前記シード燃料要素は前記制御要素の前記部分の一 つに交互に配設されている、請求の範囲第６６項に規定する原子炉。 ７０．前記シード燃料要素は順次前記要素の前記部分の一つに交互に負荷され、 前記炉心の軸方向の欠損を保証するため、新しいシード要素を順次負荷すると隣 の部分の相対位置が逆転する、請求の範囲第６９項に規定する原子炉。 ７１．前記移動手段は前記シード要素を入れ換える時に前記指定された長さにほ ぼ等しい距離ほど複数の前記第三の制御要素を交互に上下させる手段を有する、 請求の範囲第７０項に規定する原子炉。