(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
医療用同位元素製造用の液体燃料組み合わせ式の原子炉であって、
ａ．正規格子状に構成した不均質格子内の共通の上方プレナムにより相互連結した、対
称な均質燃料集合体群を有するモジュール式の炉心と、
ｂ．各均質燃料集合体群用の個別の且つ取り外し自在の、冷却用構造、還流冷却器、掃
気回路と、
ｃ．炉心内の閉じた燃料循環部分と、
ｄ．閉ループ式の原子炉冷却構造と、
ｅ．前記上方プレナムと流体連通する半閉ループ式の放射線分解ガス管理構造と、
を含む原子炉。
【請求項２】
対称な均質燃料集合体群の各々の内部の燃料集合体が、共通の下方プレナムにより相互
連結される請求項１の原子炉。
【請求項３】
対称な均質燃料集合体群の全部における内部の燃料集合体が、共通の下方プレナムによ
り相互連結される請求項１の原子炉。
【請求項４】
燃料集合体を四角形配列した列格子内に配置した請求項１の原子炉。
【請求項５】
燃料集合体を三角形ピッチ配列した格子内に配置した請求項１の原子炉。
【請求項６】
前記上方プレナムが、平坦な底部表面及び平坦な上部表面を含み、前記底部表面が、各
燃料集合体用の入口開口、前記上部表面に形成した少なくとも１つの出口開口にして、前
記半閉ループ式の放射線分解ガス管理構造に連結した出口開口、を有する円盤状のハウジ
ングを含む請求項１の原子炉。
【請求項７】
前記取り外し自在の冷却用構造が、各前記燃料集合体の周囲を伸延するコイル回路を含
む請求項１の原子炉。
【請求項８】
前記取り外し自在の冷却用構造が入口ヘッダ及び出口ヘッダを更に含み、前記コイル回
路が還流冷却器に連結して前記入口ヘッダ及び出口ヘッダと連通する連続コイルを形成す
る請求項７の原子炉。
【請求項９】
前記入口ヘッダ及び出口ヘッダを格納した同心供給チューブを更に含む請求項８の原子
炉。
【請求項１０】
前記掃気回路が、個別の且つ取り外し自在の冷却用構造の上方位置にノズルを含む請求
項１の原子炉。
【請求項１１】
前記個別の且つ取り外し自在の冷却用構造が、各燃料集合体の周囲を伸延するコイル回
路を含み、前記ノズルが前記コイル回路と同中心を有する請求項１０の原子炉。
【請求項１２】
前記掃気回路が、前記上方プレナムと流体連通する同伴物トラップと、前記同伴物トラ
ップより上流側で且つ同伴物トラップと流体連通する水素再結合装置と、前記水素再結合
装置より上流側で且つ水素再結合装置と流体連通するガス冷却−冷却器と、を更に含む請
求項１の原子炉。
【請求項１３】
前記水素再結合装置が、ハウジング内に収納した触媒粒子を有する軸方向床を含む請求
項１２の原子炉。
【請求項１４】
前記ハウジングが入口及び出口を有する請求項１３の原子炉。
【請求項１５】
前記ハウジングの入口及び出口の各位置に圧力安全機構と、前記圧力安全機構と流体連
通する圧力安全容器と、を更に含む請求項１４の原子炉。
【請求項１６】
前記ガス冷却−冷却器と流体連通するガスフィルタシステムにして、フィルタ床、フィ
ルタ床と流体連通する容積型コンプレッサ、容積型コンプレッサと流体連通するガス保持
タンク、ガス保持タンクと流体連通するＮＯｘ除去システム、ＮＯｘ除去システムと流体
連通する放射性ガス排気システム、を更に含む請求項１２の原子炉。
【請求項１７】
炉心と流体連通する複数の第１カラムと、溶剤を収納する複数の分離カラムとを有する
99Ｍｏ処理システムを更に含み、前記分離カラムが前記複数の第１カラムと流体連通する
請求項１の原子炉。
【請求項１８】
医療用同位元素製造用の液体燃料組み合わせ式の原子炉であって、
ａ．均質燃料集合体を有するモジュール式の炉心と、
ｂ．各前記均質燃料集合体を不均質格子内で相互連結する上方プレナムにして、円盤状
のハウジングを有し、前記ハウジングが平坦な底部表面と、平坦な上部表面と、前記平坦
な底部表面に形成され且つ各前記燃料集合体用の入口開口と、前記平坦な上部表面に形成
した少なくとも１つの出口開口と、を含む上方プレナムと、
ｃ．各前記燃料集合体用の、冷却用構造、還流冷却器、掃気回路と、
ｄ．前記炉心内の閉じた燃料循環部分と、
ｅ．閉ループ式の原子炉冷却構造と、
ｆ．前記上方プレナムの前記出口開口と流体連通する半閉ループ式の放射線分解ガス管
理構造と、
を含む原子炉。
【請求項１９】
各前記燃料集合体は共通の下方プレナムにより相互連結される請求項１８の原子炉。
【請求項２０】
冷却構造が取り外し自在であり且つ各前記燃料集合体の周囲を伸延するコイル回路を含
み、掃気回路が、個別の各前記冷却用構造の上方位置にノズルを含み、前記ノズルが前記
コイル回路と同中心を有する請求項１８の原子炉。
【請求項２１】
医療用同位元素製造用の液体燃料組み合わせ式の原子炉であって、
ａ．正規格子状に構成した不均質格子内の共通の上方プレナムにより相互連結した、対
称な均質燃料集合体群を有するモジュール式の炉心にして、前記共通の上方プレナムが少
なくとも２つの個別の前記対称な燃料集合体を相互連結する炉心と、
ｂ．各前記燃料集合体群用の、個別の且つ取り外し自在の冷却用構造、還流冷却器、掃
気回路と、
ｃ．前記炉心内の閉じた燃料循環部分と、
ｄ．閉ループ式の原子炉冷却構造と、
ｅ．前記上方プレナムと流体連通する半閉ループ式の放射線分解ガス管理構造と、
を含む原子炉。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、一般に医療用同位元素に関し、詳しくは、医療用同位元素製造原子炉に関する。
【背景技術】
【０００２】
テクネチウム−９９ｍ（ｔ1/2６．０２ｈｒ）は核医学で最も広汎に用いる放射性同位元素であり、核医学診断法全体の８０％以上を占めている。テクネチウム−９９ｍ（99mＴｃ）は、６６ｈｒ親元素99Ｍｏの崩壊によってのみ生成する。２００８年までの99Ｍｏの世界的な需要見込みはおよそ１１，０００〜１２，０００キュリー／週（事前に６日に較正）であった。99Ｍｏを製造する最も一般的な方法は、ウラン−アルミニューム合金又は９３重量パーセント235Ｕに濃縮した電気めっきターゲットで構成した原子炉内で中性子を照射することを基本としている。中性子照射後、99Ｍｏをその他の核分裂生成物から放射化学的方法を使用して抽出する。この方法によればモリブデン１グラム当たり数十キロキュリーの比放射能が達成され得るが、核分裂生成物の副産物として大量の放射性廃棄物が生じることと、長寿命核分裂生成物の管理の問題が、この方法による99Ｍｏ製造上の主たる欠点となっている。
【０００３】
均質な水性溶液を使用する原子炉または水ボイラ式原子炉の使用は、そうした溶液係原子炉ではターゲットが不要であり、ターゲット式原子炉で必要とされるよりもずっと少ない電力で運転して同量の99Ｍｏが製造される点で、従来のターゲット照射による99Ｍｏ製造法に代わる方法として魅力がある。詳しくは、医療用同位元素を溶液式原子炉を使用して製造するのは、低コスト、臨界質量の小ささ、固有の受動的安全性、また、燃料の取り扱い、プロセス処理及び浄化の特性が簡略である点からみて、おそらく有益なものである。こうした有益性は部分的には燃料の流体特性に、また部分的には流体及び減速材の均質混合物によるものである。一般に、均質系原子炉システムは、エネルギー釈放当たりに生成する放射線分解ガス量が大きく、かくして反応の負のプロンプト温度係数がかなり大きくなることによる固有の安全性の点で、不均質系原子炉システムよりも優れている。しかしながら、不均質系原子炉システムはそのモジュール性によって、燃料の配置構成上における高い自由度及び融通性を提供する。放射性水性燃料系を取り扱う実用方法を実施する場合、不均質系−均質系組み合わせ式原子炉はその固有の簡易性により、医療用同位元素の製造において相当の経済的利益をもたらすであろう。医療用同位元素製造用途において均質系原子炉を使用する上でのこの利益に鑑み、米国、ロシア、中国を含む数カ国では当該技法を商業ベースで適用する採算性評価プログラムに着手している。
【０００４】
米国特許第５，５９６，６１１号には、99Ｍｏ製造用の、硝酸ウラニル均質系原子炉（１００ｋＷ〜３００ｋＷ）が開示される。この原子炉は原子炉内に発生する顕熱及び崩壊熱に対する除熱媒体として作用する原子炉格納容器プール内に浸漬される。原子炉容器は原子炉格納容器プールへの伝熱を増長させるためのフィンを有する。原子炉は、放射性廃棄生成物を原子炉内に再循環して戻す連続モードで運転される。原子炉からの硝酸ウラニル溶液の一部は直接吸い出され、アルミナ製カラムを通して送られ、99Ｍｏを含む核分裂生成物の幾分かをアルミナ上に固定する。アルミナ製カラム上の99Ｍｏ及び幾分かの核分裂生成物は、その後、水酸化物との溶離を介して除去され、99Ｍｏは溶離液からα−ベンゾイノキシムと共に沈降するか、または他のカラムに送られる。
【０００５】
米国特許第５，９１０，９７１号には、数時間〜一週間の間バッチモード下に運転される、99Ｍｏ製造専用の小型（２０ｋＷ〜１００ｋＷ）の硫酸ウラニル均質系原子炉が開示される。停止後且つ冷却期間後において、99Ｍｏを選択的に吸着する固体吸収材を通して生成溶液を汲み上げる。この固体吸収材に付着しなかった硫酸ウラニル及び全ての核分裂生成物は原子炉容器に戻される。
【０００６】
均質系原子炉システムは、そのコンセプト上、99Ｍｏ製造上の多くの有益性と高い融通性とを提供するが、出力が放射線分解により形成する泡沫や熱擾乱によって不安定化し、反応度が変動すると安定した運転を続けられなくなる。従って、溶液貯蔵式原子炉システムには出力限度があるので、達成し得る99Ｍｏの比放射能は溶液冷却上の制約と、潜在する熱的不安定性とにより制限される。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】米国特許第５，５９６，６１１号明細書
【特許文献２】米国特許第５，９１０，９７１号明細書
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
従来問題を解決する不均質系−均質系組み合わせ式原子炉を提供することである。
【課題を解決するための手段】
【０００９】
本発明によれば、均質な燃料集合体の配列体または群を不均質格子状に相互結合させた不均質系−均質系組み合わせ式原子炉が提供される。本発明は、均質な燃料要素の任意の１つにおける出力密度を制限し、しかも尚、需要のある対象製品を提供し得る原子炉構成を形成する均質な燃料格子構成において、均質な燃料要素の固有の利益を利用する原子炉概念を提供することにより、均質系原子炉の制限を取り除く。本発明によれば、正長方形ピッチまたは正三角形ピッチで格子状に配列した均質な燃料集合体から成るモジュール式の炉心を使用して医療用同位元素を製造する方法が提供される。水性燃料溶液が、腐食性の核分裂環境耐性を有するが中性子経済を保持するステンレス鋼、ジルカロイ、またはジルカロイ合金、その他の金属合金のような耐腐蝕性合金を被覆した真円シリンダーである個別の燃料集合体内に収納される。燃料集合体は、原子炉の下方支持構造に直接連結したコアプレートによって下方部分を支持される。核燃料集合体の底部は、格子の個々の燃料集合体間に流体力学的な連通／連結路を提供する共通プレナム領域内に開口され得る。あるいは燃料集合体を相互に流体力学的に隔設しても良い。燃料集合体は、各アセンブリチューブに溶接した上方プレートによりその上方部分を支持される。各燃料集合体の頂部は、炉心の格子内の４つの燃料集合体間の熱力学的圧力を均等化する手段を提供する上方共通プレナムに開口する。
【００１０】
本発明によれば、炉心領域外を燃料が循環しない液体燃料原子炉概念が提供される。
本発明によれば、均質な燃料集合体の任意の１つにおける出力密度を制限する不均質格子配列に対して固有の安全特性を持たせる均質な燃料要素が提供される。
本発明によれば、モジュール式で且つメンテナンス目的のために炉心格子から取り外せる、除熱用の還流冷却器、掃気回路、を個別に備える均質な燃料要素が提供される。
【発明の効果】
【００１１】
従来問題を解決する不均質系−均質系組み合わせ式原子炉が提供される。
【図面の簡単な説明】
【００１２】
【図１】図１は、原子炉の部分破除した斜視図である。
【図２】図２は、四角形ピッチ配列した燃料集合体の例示図である。
【図３】図３は、三角形ピッチ配列した燃料集合体の例示図である。
【図４】図４は、四角形ピッチ配列における詳細図である。
【図５】図５は、均質な燃料集合体の部分破除した斜視図である。
【図６】図６は、閉ループ冷却構造の概略図である。
【図７】図７は、制御棒の位置決め状況の例示図である。
【図８】図８は、二次停止構造の概略図である。
【図９】図９は、放射線分解ガスループの例示図である。
【図１０】図１０は、水素再結合器の例示図である。
【図１１】図１１は、水素再結合器と共に使用する冷却器／凝縮器の概略例示図である。
【図１２】図１２は、圧力調整及びＮＯｘ除去構成の概略例示図である。
【図１３】図１３は、99Ｍｏプロセス処理構造の概略例示図である。
【図１４】図１４は、燃料清掃構造の概略例示図である。
【図１５】図１５は、廃棄物管理／プロセス処理構造の概略例示図である。
【発明を実施するための形態】
【００１３】
図１には本発明が番号１０で全体を示されている。不均質系−均質系組み合わせ式原子炉１０は一般に、３つの主要サブシステム、即ち、炉心１２と、炉心冷却システム１４（図６）と、原子炉ガス管理システム１６（図９）とを含む。発電用エネルギーを発生させるために使用する、ウラニウムペレット被覆燃料棒を用いる原子炉とは異なり、本発明の医療用同位元素製造用原子炉では、炉心を通して循環する液体燃料溶液を使用する。
【００１４】
炉心１２は、中性子漏出量を最小化し且つ中性子経済を最適化する、グラファイト、ベリリウム、水、スチールまたは、その他の中性子反射材の幾つかの如きのモジュール式の不均質格子からなり、この不均質格子が、取り外し自在の複数の均質な燃料集合体１８を有している。格子内の燃料集合体１８は共通の上方プレナム１９の位置で相互連結してシステムの熱力学的安定性を保証する。
【００１５】
燃料集合体１８は、図４に最も良く示すように、代表的には対称のサブユニットにグループ化される。サブユニットは共通の下方プレナム２１の位置で相互連結して、図４のサブグループ内の燃料集合体１８間における自由な対流循環を促進させる手段を提供し得る。あるいは、全ての燃料集合体のサブグループを共通の下方プレナム２１を介して相互連結させ、炉心格子全体における全ての燃料集合体１８間で流体燃料を自由に対流循環及び相互連通させ得る。これにより、ある実施例では下方のプレナム２１が燃料集合体の対称なサブユニット群に対して共通化され、また、別の実施例では全ての燃料集合体に対して共通化される。
【００１６】
各燃料集合体１８間、または燃料集合体サブグループ間の空間、即ち、点在する中性子反射格子材にして、グラファイト、ベリリウム、水、スチールまたは、核分裂ユニット間の中性子漏出量を最小化し且つ中性子経済を最適化する、その他の幾つかの中性子反射材の如き中性子反射格子材の量を故意に調節して、均質な燃料集合体間の所望の中性子相互作用を調整し、かくして、原子炉の正味の設計出力水準及び同位元素製造能力を調製することができる。
【００１７】
炉心１２の格子の幾何学的形態は、四角形ピッチの矩形配列、三角形ピッチの六角形配列、その他、一般に使用する格子幾何学構成の如き任意の正規的配列であり得る。燃料集合体と格子構成との必要数は、製品の需要と、従って原子炉の出力水準とによって決定する。図２には、四角形ピッチで配列した１６の燃料集合体１８の格子を４つの燃料集合体から成るサブユニットにグループ化した場合を格子配列を例示する。図３には、別の格子配列が例示され、ここでは三角形ピッチで配列した７つの燃料集合体１８が、１つの燃料集合体を３つの燃料集合体のサブグループ間で共有するサブグループ形態を有している。炉心１２内の各々の燃料集合体１８は、格子構造に拘わらず対称なサブユニットにグループ化され、各燃料集合体１８は核分裂燃料溶液を格納する内蔵型の円筒状容器２３（図５）となっている。
【００１８】
図４には、図１に示すような四角形ピッチ配列した正規格子状の代表的な４つの燃料集合体サブユニットが例示される。説明及び例示の容易化上、単一の均質な燃料集合体１８を例示する図５を参照されたい。各燃料集合体１８は以下のものを、即ち、下方セクション内で液体燃料溶液中に浸漬させた冷却用コイル回路２０と、同伴水蒸気及び溶液噴霧を凝縮させる、上方セクションの還流冷却コイル回路２２と、放射線分解ガスを希釈して、ガス混合物が水素の引火下限界点（Ｈ2容積での＜４％）以下に維持されることを保証する掃気回路２４と、同心供給チューブ２６にして、核分裂熱を除去する冷却コイル回路２０及び還流冷却コイル回路２２用の冷却水入口及び出口流れライン２８及び３０と、掃気入口３２と、各運転サイクル用に冷却水を戻し、酸を添加し、新しい燃料溶液を補給するためのライン３４と、を提供し、上方のドームヘッド構造３８にボルト止めすることで取り外し自在としたアセンブリフランジ３６に溶接した供給チューブ２６と、を含む。
【００１９】
図５に示す燃料集合体用の冷却コイル回路２０が、各均質な燃料集合体に生じた顕熱及び崩壊熱を除去する。冷却コイル回路２０は、腐食性の核分裂環境耐性を有するが中性子経済を保持するステンレス鋼、ジルカロイ、またはジルカロイ合金、その他の金属合金のような材料からなる一連の耐腐蝕性のチューブセクションを含む。冷却コイル回路は、螺旋状、蛇行状、あるいはその他の、曲線及び直線を組み合わせた一連のチューブセクションを含み、これらチューブセクションの折り返し数のみならず空間位置は、燃料集合体を通しての除熱が最小圧力降下状況下に最大に一様化されることが保証されるように構成される。各コイルセクションは、掃気混合物からの同伴水蒸気や溶液噴霧を冷却する、核燃料集合体の上方部分内の相当する還流冷却コイル回路２２に連結され得る。水蒸気や溶液噴霧を冷却すると、原子炉のガス管理システムにおける露出表面上での同伴ウラニウム堆積量が減少する。冷却コイル回路２０及び還流冷却コイル回路２２は各々、アセンブリの同心供給チューブ２６内に格納した同心の入口ヘッダ２８及び出口ヘッダ３０に溶接される。
【００２０】
共通の上方プレナムは、（１）溶液表面から逃出する溶液蒸気／放射線分解ガス中に同伴される溶液量を減少させるための大型の溶液−ガス界面、（２）溶液−ガス界面に影響を与えることなく、緊急時の流体膨張を収受する大きな容積、（３）燃料溶液表面から出現する放射線分解ガスを掃気と混合し、希釈し、冷却するための大きな容積、を提供するべく設計される。各サブユニットの個別の均質な燃料集合体１８は、サブグループ内のその他の燃料集合体または格子内の全ての燃料集合体と共に、格子のサブグループまたは格子全体を通しての対流循環を促進させるための手段として、共通の下方プレナム２１を共有する。各均質な燃料集合体１８の上方プレナムは、炉心１２内の全ての燃料集合体１８が共用する共通の上方プレナム１９内に開口する。これにより、各燃料集合体から発生する放射線分解ガス及びキャリヤガスが正しく均等化されることが保証される。
【００２１】
炉心冷却システム１４が図６に略示され、全体的に、炉心１２を通過する一次冷却材の中性子放射化により生ずる16Ｎのための崩壊タンク４０と、冷却材リザーバとして作用し且つシステムのための膨張空間を提供するサージタンク４２（ポンプ４４の入口側の）と、冗長性を有する可変速の一次冷却材ポンプ４４と、パッケージ化された高効率の冷却流体ライン４８と、を含んでいる。これらの各コンポーネントは、この冷却流体ライン４８を介して、相互に及び炉心１２と流体連通する。
【００２２】
サージタンク４２のドームをライン５０からの空気を使用して清掃し、一次冷却材の放射線分解により生じる水素を除去する。この場合の空気流量は、火災の危険が生じないよう、空気中の容積における水素濃度が約２％に維持されるように設計される。パッケージ化した冷却流体システム４６は、入口リアクター冷却水温度を４〜６℃に維持するように設計される。炉心１２の通過流量は、所望の温度差が維持され、かくして、崩壊熱除去運転〜定格運転範囲における異なる原子炉負荷が収受されるよう、入口温度に従って変更され得る。
原子炉ガス管理システム１６が図５及び図９に最も良く例示され、（１）ガス混合物中の含有水素量が下方可燃限界以下に維持されることが保証されるよう、放射線分解ガスと混合させる希釈ガス流れと、（２）水蒸気、溶液噴霧、溶液表面から出現する放射線分解ガス中に同伴されるウラニウム、の除去を支援するための放射線分解ガス混合物の冷却と、を提供するように設計されている。
【００２３】
空気、窒素、酸素、またはそれらの同等物であり得る掃気は、孔付きノズル５２を介して各燃料集合体の上方部分に入り、燃料表面を上昇する放射線分解ガスと、孔付きノズル５２を出るずっと冷たい掃気との相互混合が助長される乱流パターンにおいて、燃料表面（図５では、液体燃料溶液は燃料アセンブリ１８のほぼ中間点の高さにある）の上方にガスを分散させる。孔付きノズル５２は、中央制御棒５４と、同心供給チューブ２６との間の掃気入口３２から入り、ガスを供給チューブ２６を通過したガスを分散させる。
図９に示すように、燃料集合体１８の各サブユニット用の掃気入口ヘッダ５６は原子炉ガス管理システム１６のチューブの出口から開始されている。
【００２４】
原子炉ガス管理システム１６は図９に最も良く示され、全体的に、同伴物トラップ５８と、水素再結合装置６０と、ガス冷却−冷却器６２と、圧力調整弁６４と、更には、必要であればブロワと、を含む。放射線分解ガスは、共通の放射線分解ガス排気構造を使用して全ての燃料アセンブリサブユニットからループされる。
同伴物トラップ５８は、同伴液体、ヨウ素蒸気、核分裂ガスの放射性同位元素の固形の娘核種、掃気中の活性粒子を除去する、銀活性化により形成した金属（ステンレス鋼）スポンジからなる。金属スポンジは、核分裂片及びその他粒子を捕捉するための広い触媒性表面を提供する。金属スポンジは、原子炉を出てから水素再結合装置６０の入口前に至る平行ガスラインの各々に位置付けた金属チャンバ内に格納される。
【００２５】
水素再結合装置６０は、炉心運転中に燃料量液中の水が放射線分解して形成される水素と酸素とを再結合するように、各燃料集合体１８の各サブユニット（図１０に、簡略例示するために平行ユニットの一方のみと共に示される）と関連付けされる。各触媒性チャンバは軸方向床６８から構造され、軸方向床は、フラッシュバックシールドとしてのスチールショット（図示せず）を触媒性チャンバの入口７２及び出口７４に有する金属ハウジング７０内に収納した触媒粒子を含む。金属ハウジング７０は、再結合装置の入口及び出口位置での水素−酸素火炎を消火し且つ燃焼を止めるに十分な熱容量を有する爆発トラップとして作用するように寸法形状付けされる。軸方向床には、活性触媒として作用する貴金属コーティング７８（パラジウム、プラチナなど）を有する基材粒子７６（アルミナ、カーボン、シリカなど）が提供される。基材粒子７６は、水は弾くがガス状反応体からなる周囲環境を粒子表面上に維持し得る、商標名Ｔｅｆｌｏｎのような疎水性コーティング８０で防水（湿）処理され得る。
【００２６】
軸方向床６８へのガス混合物流れは、図示しないブロワによって駆動され得、または自然循環モードにおいて使用され得る。自然循環モードは、入口７２位置の図示しないヒーターによって支援され得る。ヒーターは、蒸発せずに残った水を除去するためにも作用し得る。自然循環モードは、軸方向床６８の出口７４の上方の延長チムニー８２によっても支援される。仮に水素が爆燃／爆発したとすると、増大した圧力によって金属ハウジング７０の各端部位置の圧力安全機構８４が作動して軸方向床６８が隔離され、燃焼物が圧力安全容器８６に通気され、かくして、核暴走の恐れが最小化される。
【００２７】
再結合反応時の熱は、図１１に詳しく例示するガス冷却−冷却器６２により除去される。ガス冷却−冷却器６２は水素再結合装置６０から排出されるガスと流体連通する。多重の冷却用コイル８８にはコイル表面積及び乱流を増大させるための逸らせ体を設けるのが好ましい。ガス冷却−冷却器６２は、放射線分解性のマスバランスを保存するために冷却物を原子炉１０に戻す重力性排出流れ９０を提供する形態を有する。燃料ベースとして用いるウラニル塩によっては、ｐＨ値が仕様範囲に確実に維持されるようにするための酸を冷却物戻り流れに添加する必要がある。原子炉の圧力を運転値に確実に維持するために圧力調整弁６４を使用する。
【００２８】
図１２に略示する圧力調整システム９４は随意的なものであり、硝酸ウラニルを燃料溶液として使用する場合に用いられる。ガス冷却−冷却器６２の圧力調整弁は、任意の非冷却性ガスをＨＥＰＡフィルタ／木炭床９６に抜き出すことにより、原子炉ガス管理システム１６、従って、原子炉１０における圧力を一定に維持する。ＨＥＰＡフィルタ／木炭床９６はガス流れ中の残留ヨウ素を除去し、除去された残留ヨウ素は容積型コンプレッサ９８によって圧縮された後、貴ガス保持タンク１００に送られる。空気と、窒素／酸化窒素と、貴ガスとの混合物が、容積型コンプレッサ９８を使用して圧縮される。貴ガス保持タンク１００の内容物は最終的にはＮＯｘ除去システム１０２及び放射性ガス排気システム１０４に排出された後、環境に釈放される。
ＮＯｘ除去システム１０２は、ガス混合物から残留ＮＯｘを除去し、かくして下流側設備における腐食の恐れや酸による環境汚染を無くす機能がある。
【００２９】
放射性ガス排気システム１０４は、キセノン放射性同位元素やクリプトン放射性同位元素を、これらの放射性同位元素が高所釈放できる水準に崩壊するに充分な時間残留させることにより、ガス流れから除去する。ガス流れからＮＯｘを除去する概念における手順は、ゼオライトまたは、セリア（セリウム酸化物）、シリカゲル、または同等物をコーティングした無機性の酸化物基材粒子を収納する触媒床を通してガス混合物を送ることから開始される。活性コーティングの触媒作用により、硝酸ウラニル燃料ベースでの放射線分解により形成されたＮＯｘの大部分が除去される。次いで、洗浄されたガス混合物が、ＨＥＰＡフィルターと、キセノンの全て及びクリプトン８５の殆どを吸着するに十分な量の吸着材を収納する吸着床とを含む気体廃棄物処理系に送られる。不活性貴ガス、窒素、酸素、における放射能含有量が監視され、その値が仕様範囲内であれば煙突から釈放される。
【００３０】
図１３に略例示する99Ｍｏプロセス処理システムは以下のシーケンス的段階、即ち、事前設定した放射期間後に原子炉から放出された燃料溶液を、（１）第１カラム構造１０８に保存し、この第１カラム構造内で選択した溶剤が入手される状況下に99Ｍｏが高効率で抽出されるための最適条件が保証されるよう、放射された燃料溶液の化学的状態（燃料濃度、ｐＨ、温度など）を調整及び調合し、（２）無機のまたは固体のポリマー溶剤１１２を収容する第２カラム構造１１０を通して送り、この第２カラム構造において、燃料溶液から99Ｍｏを抽出し、（３）濃縮ベース溶液を使用して溶離し、（４）従来の交換クロマトグラフィーカラム１１６（浄化用カラム）を使用して浄化する、各段階を含む。第２カラム構造１１０は、放射された燃料溶液の平行プロセス処理が可能とされるような様式下に連結される。この第２カラム構造１１０（分離カラム）で用いる無機のまたは固体のポリマー溶剤１１２は、水和金属錯体または銀活性化したカーボンまたは同等物のような無機溶剤または、α−ベンゾイノキシムまたは無水マレイン酸コポリマーのような固体ポリマー溶剤の何れかであることが好ましい。配管形態及び弁ネットワークは、（１）蒸留水及びまたは酸を使用して、残留原子炉燃料溶液及び微量の核分裂生成物を除去するために分離カラム１１０を洗浄し、（２）強塩基（濃縮ナトリウムまたは水酸化アンモニウム）を使用して、分離カラム１１０に吸着した99Ｍｏの溶離させ、溶離させた99Ｍｏを浄化用カラム１１６（例えば、銀活性化したカーボン／ジルコニウムオキシド等）に送り、この浄化用カラム１１６で微量の陰イオン（135Ｉ、103Ｒｕ、132Ｔｅ等）を除去する各操作ができるように構造される。浄化された製品は蒸発器１１８によりＭｏＯ3に転化され、番号１２０の位置で製品純度を認証する。純度認証された製品は包装され、医療用分与ユニットと一体化するための99mＴｃ−ジェネレーターサイトに搬送される。
【００３１】
99Ｍｏプロセス処理シーケンス中、燃料溶液は分離カラム１１０を通して送られ、安全貯蔵カラム１２２（図１４）に収集され、次いで、バッチモード下に燃料浄化構造に送られてアクチニドから放射線分解生成した不純物が除去される。
燃料浄化構造は図１４に概略例示され、一連の液体−液体遠心抽出機及びまたは、抽出セクション１２４、スクラビングセクション１２６、ストリッピングセクション１２８にグループ化されるパルスカラム成る。
【００３２】
抽出セクション１２４では、パラフィン系炭化水素希釈剤中の３０％ｖ／ｏトリブチルホスフェート（ＴＢＰ）との多重ステージ向流接触によりウラニウムとプルトニウムとが抽出される。ウラニウムやプルトニウムよりも分配係数がずっと小さい核分裂生成物はその大半が水性相下に残り、水性ラフィネート状態下に抽出セクションを出る。主には三価のアメリシウム及びキュリウムは、分与係数が比較的小さく、かくして核分裂生成物と共にラフィーネ１３０内に残る点で、レアアース核分裂生成物と類似している。ネプチュニウムは部分的には抽出可能な六価状態にあり、部分的には五価状態にある。しかしながら、燃料浄化システムの概念上、プルトニウムが有機性抽出物と共に残存することが保証されるよう、全てのネプチニウムが五価状態に変換される。抽出セクション１２４では代表的には、遠心抽出機を使用して各相を分散させ、残留液量を最小化し、かくして、核分裂生成物の強い放射能によって溶剤が劣化する恐れを低減させる。
【００３３】
スクラビングセクション１２６では、抽出セクション１２４を出る有機溶剤に担持される少量の核分裂生成物が、含水硝酸を使用する向流洗浄により、有機溶剤から除去される。核分裂生成物の不純物は抽出セクションからの水性ラフィーネ１３０に入り込む。
ストリッピングセクション１２８では、有機相下のウラニウム及びプルトニウムが希硝酸（〜０．０１Ｍ）により水性に遠心される。次いでこの有機溶剤形態物は、洗浄セクション１３２において０．２Ｍ炭酸ナトリウム及び希硝酸を順次使用して微量の放射線分解分解生成物や加水分解分解生成物を除去した後、燃料浄化構造内で再使用される。
【００３４】
核分裂生成物を含む水性ラフィネート流れ１３０は、図１５に概略例示される水性廃棄物管理／プロセス処理構造であって、主にその放射性含有物により区別される多数の異なる早急物流れを受ける水性廃棄物管理／プロセス処理構造に送られる。低レベル廃棄物流れは、必要であれば、代表的には中性化され、単純なフラッシュ蒸発器または蒸気圧縮蒸発器において濃縮され、低レベル濃縮廃棄物及び濃縮水を生成する。廃棄物濃度の容積は含有塩量次第である。低含有塩量廃棄物の容積は、固形物の沈殿を生じることなく蒸発によって大きく低減され得るが、高含有塩量の廃棄物流れ容積の低減量は中庸であるに過ぎない。水は除染され（単純なワイヤメッシュ捕捉式セパレーターにより、数千台の除染係数が達成される）、燃料浄化プロセスに戻される。
【００３５】
水性廃棄物管理／プロセス処理構造に供給される高放射性流れは、燃料浄化構造のラフィネート流れ１３０内の核分裂生成物塊を包囲する。この水性相に含まれるリッター当たりキュリー数は大きいので自己沸騰を防止するために冷却する必要がある。核分裂生成物の長期の放射能強度は、Ｃｓ及びＳｒを、イオン交換樹脂を使用してラフィネート流れから選択的に除去することにより、中間レベルのクラスＣ流れ及び低レベルのクラスＡ流れに分けられ、イオン交換樹脂はクラスＣ廃棄物として処理する。ラフィネート流れに残る核分裂生成物は、廃棄物濃度を廃棄物濃縮器に送って安定化プロセスに比例したレベルに濃縮した後、クラスＡ廃棄物として処理する。核分裂生成物は自然発熱する恐れがあるため、蒸発器及び底部貯蔵タンクには冷却手段を設ける。
【００３６】
図７に最も良く示されるように、各均質な燃料集合体における反応度は、底部位置でシールした心環１３４を通して燃料溶液中に差し込んだ制御棒１３３により制御する。心環１３４の側方移動及び垂直移動は上方プレナム１９及び下方プレナム２１により拘束される。制御棒１３３の幾つかは安全棒１３３Ｓとして厳密に機能し、その他の制御棒１３３は出力調整／減衰用及び安全停止用として作用する。各燃料集合体の制御棒１３３は、隣接する燃料集合体１８における相当する制御棒１３３と共に集積して、ライン１３５で例示するような安全棒及び出力調整／減衰用の制御棒群とする。更に、各サブユニット用の制御棒集積体を、炉心の反応度の変更における一様性且つ対称性が保証されるように対称のグループとして構成する。
【００３７】
炉心の反応度の変更は、制御棒集積体位置の微調整（ノッチ毎の）によってその全てを実施する。制御棒集積体の引抜き方向での動きは、制御棒の最大速度が制限される状態下での、機械電気式インターロックによるノッチ動作に制限される。各制御棒集積体の軸方向位置は、可変リラクタンス可逆式３相電気モーター１３６により、減速歯車ユニットを介して作動するラックアンドピニオン駆動機構または同等物によって制御される。制御棒駆動機構及び制御棒要素集合体は別個の部材であり、制御棒集積体駆動機構と、各制御棒要素との間のリンク機構位置に位置付けた直流磁石１３７により連結される。全制御棒要素の各電磁石は緊急停止指令信号を受けるとその全部が同時に無励磁化される。各制御棒は重力下に炉心内に自由落下するが、制御棒ハウジングの壁により形成されるシリンダー内でこの制御棒がピストンとして動作することによる空気緩衝効果により、最後の約５ｃｍ（２インチ）手前で落下速度が減速される。
【００３８】
図８には、原子炉を臨界未満に持ち来し、原子炉冷却時に臨界未満を維持するための二次手段が概略例示される。好適な液体中性子吸収材（硝酸ガドリニウム、ホウ酸ナトリウム等）を冷却用コイル内に射出され、この液体射出により、正常停止させるために充分な制御棒を炉心内に挿入できない場合に指令通りに且つ安全に停止させることができる。二次停止構造は、定格出力条件〜低温停止条件での各停止時の、反応度に対するプラスの効果を減殺する寸法に構成する。停止は、空気圧力１３８下に、または爆発作動式スクイブ弁１３９、または、電動式射出弁と組み合わせて動作する容積形ポンプ、を使用して操作する。二次停止構造には、中性子吸収材を含む溶液タンク１４０と、実験水槽１４１と、関連するローカル配管、弁、制御体、を含む。
以上、本発明を実施例を参照して説明したが、本発明の内で種々の変更をなし得ることを理解されたい。
【符号の説明】
【００３９】
１０  不均質系−均質系組み合わせ式原子炉
１２  炉心
１４  炉心冷却システム
１６  原子炉ガス管理システム
１８  均質な燃料集合体
１９  上方プレナム
２０  冷却用コイル回路
２１  下方プレナム
２２  還流冷却コイル回路
２３  円筒状容器
２４  掃気回路
２６  同心供給チューブ
２８  冷却水入口
３０  出口流れライン
３２  掃気入口
３８  ドームヘッド構造
４０  崩壊タンク
４２  サージタンク
４４  一次冷却材ポンプ
４８  冷却流体ライン
５０  ライン
５２  孔付きノズル
５４  中央制御棒
５６  掃気入口ヘッダ
５８  同伴物トラップ
６０  水素再結合装置
６２  ガス冷却−冷却器
６４  圧力調整弁
６８  軸方向床
７０  金属ハウジング
７２  入口
７４  出口
７６  基材粒子
８０  疎水性コーティング
８２  延長チムニー
８４  圧力安全機構
８６  圧力安全容器
８８  冷却用コイル
９０  重力性排出流れ
９６  ＨＥＰＡフィルタ／木炭床
９８  容積型コンプレッサ
１００  貴ガス保持用タンク
１０２  ＮＯｘ除去システム
１０４  放射性ガス排気システム
１０８  第１カラム構造
１１０  第２カラム構造
１１２  無機のまたは固体のポリマー溶剤
１１６  交換クロマトグラフィーカラム
１１８  蒸発器
１２２  安全貯蔵カラム
１２４  抽出セクション
１２６  スクラビングセクション
１２８  ストリッピングセクション
１３０  ラフィーネ
１３２  洗浄セクション
１３３  制御棒
１３３Ｓ  安全棒
１３４  心環
１３５  ライン
１３６  可変リラクタンス可逆式３相電気モーター
１３８  空気圧力
１３９  爆発作動式スクイブ弁
１４０  溶液タンク
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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