(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
超ウラン的化学元素のための焼却方法であって、
前記超ウラン的化学元素を、原子炉の準臨界コア（１２）内に配置するとともに、外部供給源（１６，１８，２２）から放出された破砕中性子を前記コア（１２）内に注入する方法において、
−前記コア（１２）内における遅延中性子割合の所望値（βｔ ）と前記コア（１２）内における遅延中性子割合の実際値（β）との間の差に等しい準臨界性レベルでもって前記コア（１２）が動作しているような原子炉を使用し、
−前記コア内における瞬時的中性子束（ｎ(ｔ)）を測定し、
−前記差に等しい遅延中性子割合（βｓ ）に対応するような遅延中性子からなる補助的グループを前記コア内に存在させるように、測定された前記中性子束（ｎ(ｔ)）に基づいて前記外部供給源（１６，１８，２２）のパワーをリアルタイムで調節する、
ことを特徴とする方法。
【請求項２】
請求項１記載の方法において、
実効増倍係数（ｋｅｆｆ ）が０．９９７に等しいような原子炉を使用することを特徴とする方法。
【請求項３】
請求項１または２記載の方法において、
遅延中性子割合の前記所望値（βｔ ）を、３５０ｐｃｍに設定することを特徴とする方法。
【請求項４】
請求項１〜３のいずれかに記載の方法において、
前記外部供給源として、プロトン供給源（１８）とプロトン加速器（２２）と破砕ターゲット（１６）とを備えてなるものを使用し、
この外部供給源のパワーを、前記プロトン加速器（２２）の制御によって調節することを特徴とする方法。
【請求項５】
請求項１〜４のいずれかに記載の方法において、
前記外部供給源のパワーを、遅延中性子がなす前記補助的グループからの追加前駆体の数（ Ｃｓ(ｔ)）を次式に基づいて計算することによって調節し、
【数１】
0004659325.tif 000007
ここで、Λを、即発中性子の寿命とし、λｓ を、前記補助的グループからの前記追加前駆体に関する減衰定数とすることを特徴とする方法。
【請求項６】
請求項５記載の方法において、
前記外部供給源として、プロトン供給源（１８）とプロトン加速器（２２）と破砕ターゲット（１６）とを備えてなるものを使用するとともに、この外部供給源のパワーを、前記プロトン加速器（２２）の操作によって調節する場合において、
前記プロトン加速器（２２）の出口のところにおけるプロトンビームの強度（Ｉ(ｔ)）を、次式を適用することによってリアルタイムで調節し、
【数２】
0004659325.tif 000008
ここで、Ｑを、プロトンの電荷（１．６×１０−１９ Ｃ）とし、Ｚを、前記破砕ターゲット（１６）において１つのプロトンあたりに生成される中性子の数とし、φ＊ を、前記原子炉コアと比較しての前記外部供給源（１６，１８，２２）の重要性を表す定数とすることを特徴とする方法。
【請求項７】
請求項６記載の方法において、
前記φ＊ を、１とすることを特徴とする方法。
【請求項８】
請求項５〜７のいずれかに記載の方法において、
前記λｓ を、０．８ｓ−１とすることを特徴とする方法。
【請求項９】
請求項１〜８のいずれかに記載の方法において、
前記原子炉を、前記コア（１２）内へと挿入される制御棒（３０）によって制御することを特徴とする方法。
【請求項１０】
超ウラン的化学元素を焼却するための原子炉であって、
焼却すべき前記超ウラン的化学元素を含有した準臨界コア（１２）と、破砕中性子の外部供給源（１６，１８，２２）と、を具備する原子炉において、
−前記コア（１２）が、該コア（１２）内における遅延中性子割合の所望値（βｔ ）と該コア（１２）内における遅延中性子割合の実際値（β）との間の差に等しい準臨界性レベルでもって動作するものとされ、
−前記コア内における瞬時的中性子束（ｎ(ｔ)）をリアルタイムで測定するための測定手段（２６）が設けられ、
−前記差に等しい遅延中性子割合（βｓ ）に対応するような遅延中性子からなる補助的グループを前記コア（１２）内に存在させるように、測定された前記中性子束（ｎ(ｔ)）に基づいて前記外部供給源（１６，１８，２２）のパワーをリアルタイムで調節するための対抗反応手段（２８）が設けられている、
ことを特徴とする原子炉。
【請求項１１】
請求項１０記載の原子炉において、
実効増倍係数（ｋｅｆｆ ）が、０．９９７に等しいことを特徴とする原子炉。
【請求項１２】
請求項１０または１１記載の原子炉において、
遅延中性子割合の前記所望値（βｔ ）が、３５０ｐｃｍに等しいことを特徴とする原子炉。
【請求項１３】
請求項１０〜１２のいずれかに記載の原子炉において、
前記外部供給源が、プロトン供給源（１８）と、プロトン加速器（２２）と、破砕ターゲット（１６）と、を備え、
前記対抗反応手段（２８）が、前記プロトン加速器（２２）に対して作用することを特徴とする原子炉。
【請求項１４】
請求項１０〜１３のいずれかに記載の原子炉において、
前記対抗反応手段（２８）が、遅延中性子がなす前記補助的グループからの追加前駆体の数（ Ｃｓ(ｔ)）を次式に基づいて計算するための手段を備え、
【数３】
0004659325.tif 000009
ここで、Λは、即発中性子の寿命を示し、λｓ は、前記補助的グループからの前記追加前駆体に関する減衰定数を示していることを特徴とする原子炉。
【請求項１５】
請求項１４記載の原子炉において、
前記外部供給源が、プロトン供給源（１８）と、プロトン加速器（２２）と、破砕ターゲット（１６）と、を備え、前記対抗反応手段（２８）が、前記プロトン加速器（２２）に対して作用する場合に、
前記対抗反応手段（２８）が、前記プロトン加速器（２２）から放出されるプロトンビームの強度（Ｉ(ｔ)）を次式に基づいて制御し、
【数４】
0004659325.tif 000010
ここで、Ｑは、プロトンの電荷（１．６×１０−１９ Ｃ）を示し、Ｚは、前記破砕ターゲット（１６）において１つのプロトンあたりに生成される中性子の数を示し、φ＊ は、前記原子炉コアと比較しての前記外部供給源（１６，１８，２２）の重要性を表す定数であることを特徴とする原子炉。
【請求項１６】
請求項１５記載の原子炉において、
前記φ＊ が、１に等しいことを特徴とする原子炉。
【請求項１７】
請求項１４〜１６のいずれかに記載の原子炉において、
前記λｓ が、０．８ｓ−１に等しいことを特徴とする原子炉。
【請求項１８】
請求項１０〜１７のいずれかに記載の原子炉において、
制御棒（３０）が、前記コア（１２）内へと挿入されるようになっていることを特徴とする原子炉。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、超ウラン的化学元素を原子炉内において焼却することを可能とする方法に関するものである。
【０００２】
本発明は、また、そのような方法を実施した原子炉に関するものである。
【０００３】
本発明に基づいて焼却可能な超ウラン的化学元素の中でも、例えばマイナーアクチニドといったような半減期の長い核廃棄物およびプルトニウムを、特に、例示することができる。
【０００４】
【従来の技術および発明が解決しようとする課題】
原子力産業においては、半減期の長い核廃棄物が、環境に対しての主要な問題点となっている。それは、このような核廃棄物が焼却によって変化してしまうと考えられるからである。
【０００５】
初期的に考慮された手段の中でも、粒子ビームによるマイナーアクチニドの直接的破壊、および、破砕ターゲットから直接的に放出される中性子によるこの核廃棄物の核分裂を、記録のために引用することができる。しかしながら、このような方法は、現在では採用されていない。それは、廃棄物の重量焼却には、いずれにしても、非現実的な強度のビームを必要とするからである。
【０００６】
他の手段は、古典的原子炉（加圧水型原子炉または高速中性子炉）の中に、焼却すべきマイナーアクチニドを導入することである。しかしながら、この場合には、各原子炉内へと導入する廃棄物の量が、燃料の１％程度に制限されてしまう。実際、これら元素の導入により、原子炉の安全性に関して重要なある種のパラメータが劣化してしまうこととなる。特に、遅延中性子割合（β）の低下や、原子炉コア内におけるドップラ係数の低下、が起こってしまうこととなる。さらに、この方法では、対象となる原子炉のコアの管理という点からは受け入れがたいような複雑さをもたらしてしまうとともに、実質的にすべての実在の原子炉の所定場所に適用しなければならないこととなることのためにコストがかなりかかってしまう。
【０００７】
原子炉内における遅延中性子割合（β）の重要性を正しく理解して頂くには、臨界炉においては、原子炉の固有周期が、システムの安定性を確保するための現象（熱的対抗反応、膨張、制御システム）の時定数よりも長いことが必要であることを思い起こされたい。しかしながら、臨界原子炉の固有周期は、遅延中性子割合（β）と同じ方向性でもって変動する。その結果、このタイプの原子炉においては、遅延中性子割合も、また、最小しきい値を超えていなければならない。
【０００８】
原子炉廃棄物の焼却に関して、他の２つの手段が、現在想定されている。第１には、この機能専用とされた臨界炉であり、第２には、準臨界ハイブリッドシステムである。
【０００９】
『専用』臨界炉においては、例えばコア形状や燃料組成といったような原子炉特性が、古典的原子炉と比較して、廃棄物をより高濃度で受領し得るように原子炉の許容度を改良とするといったように、変更されることとなる。
【００１０】
実用的には、厳密な安全面の見地から臨界炉に要求される遅延中性子割合（β）の最小値を決定した後に、専用臨界炉のコアを規定することが考えられる。その後、燃料の組成（Ｕ235 およびＴｈ232 の添加）と、燃焼容量と、を調節することとなる。つまり、遅延中性子割合が適切なマージンをもって前もって決定された最小値を維持し得るようにしつつ、コア内に導入できる廃棄物の比率を調節する。さらに、ドップラ係数の低下は、コア形状の影響によりおよびスペクトルの硬さにより、抑制されることとなる。
【００１１】
このタイプの専用臨界炉の開発が可能であるように思われるけれども、解決すべき問題点を考慮すれば、確かに非常に困難である。
【００１２】
さらに、この障害を克服したとしても、原子炉は、いずれにしても遅延中性子割合（β）が既に比較的小さく、古典的な高速中性子炉よりも遅延中性子割合（β）が小さい。遅延中性子割合が安全基準を満たすものであったにしても、専用臨界炉は、あるタイプの事故に関して、現存の原子炉よりも、安全マージンが少ない。このことは、新しい傾向の原子炉にとっては、重大な欠点である。
【００１３】
核廃棄物の焼却に関して現在考えられている他の手段は、準臨界ハイブリッドシステムあるいは“ＡＤＳ（Accelerator Driven System）” の使用に関するものである。このタイプのシステムは、米国特許第５，７７４，５１４号明細書に記載されている。
【００１４】
このタイプのシステムにおいては、原子炉コア内に配置された破砕ターゲットを備えた準臨界原子炉と、外部中性子源と、が組み合わされる。より詳細には、例えば鉛−ビスマスといったような通常は液体材料の形態をなすターゲットが、原子炉コア内に形成された中空部内に配置されたシンブル形状のリザーバ内に、収容される。このターゲットが、原子炉容器の外部に配置された供給源から放出されたプロトンによって衝撃される。プロトンは、同じく原子炉容器の外部に設置された加速器によって、加速される。これにより、プロトンは、ターゲットの破砕を行うのに必要なエネルギーを獲得する。
【００１５】
このタイプのシステムにおいては、原子炉が準臨界であることにより、遅延中性子割合（β）に関する制約がない。実際、この場合には、原子炉は、外部中性子源の単なる増幅器のように振る舞う。このことは、先験的に、このシステムの肯定的な見地をなし、十分な準臨界マージンをもたらし、何らのリスクを生じることなく、原子炉が臨界状態へと偶発的に移行してしまうことを防止する。この理由のために、通常は、準臨界ハイブリッドシステムの原子炉コアに対しては、好ましくは０．９〜０．９５といったような実効増倍係数（ｋeff ）を割り当てることが想定される。超えてはならない最大値は、０．９８と評価される。
【００１６】
臨界炉内において使用される制御棒の効率では、大きな準臨界レベルを有したハイブリッドシステムを制御するには不十分である。この機能は、外部中性子源によって全体的に確保される。
【００１７】
しかしながら、このタイプの準臨界ハイブリッドシステムは、破砕中性子のための重要な外部供給源を必要とする。これは、供給源およびプロトン加速器に対して、非常に高パワーであることと制御可能性とを要求する。このため、同程度の臨界炉と比較して、コストがかさんでしまう。
【００１８】
さらに、臨界炉とは違って、準臨界ハイブリッドシステムにおいては、あるタイプの移行時に重要な緩和役割を果たす熱対抗反応の効果を、わずかしか利用することができない。この問題点は、供給源または反応性変動に対しての応答時間が非常に短く移行パワー変動が急速に起こってしまうことによって、より深刻となる。
【００１９】
さらに、このタイプのシステムにおいては、サイクル開始時点において、サイクル終了時に必要とされるようなプロトンビームの最大強度が注入されることに基づく特定の事故リスクが存在する。
【００２０】
したがって、核廃棄物の焼却に際して現在想定されている２つの手段のいずれもが、決定的な利点を有してない。逆に、これら手段の双方は、将来的に重大な欠陥となると思われるような問題点を提起する。
【００２１】
【課題を解決するための手段】
本発明の厳密な目的は、専用臨界炉と準臨界ハイブリッド原子炉との間の中間的手段を構成する焼却方法である。この手段においては、専用臨界炉の場合における遅延中性子割合（β）の低下に関連した安全性問題を解決することができるとともに、特に、準臨界ハイブリッド原子炉の場合にプロトン供給源およびプロトン加速器のサイズによってもたらされる問題点を解決することができる。
【００２２】
本発明においては、上記結果は、超ウラン的化学元素のための焼却方法であって、超ウラン的化学元素を、原子炉の準臨界コア内に配置するとともに、外部供給源から放出された破砕中性子をコア内に注入する方法において、
−コア内における遅延中性子割合の所望値（βt ）とコア内における遅延中性子割合の実際値（β）との間の差に実質的に等しい準臨界性レベルでもってコアが動作しているような原子炉を使用し；
−コア内における瞬時的中性子束（ｎ(ｔ)）を測定し；
−上記差に等しい遅延中性子割合（βs ）に対応するような遅延中性子からなる補助的グループをコア内に存在させるように、測定された中性子束（ｎ(ｔ)）に基づいて外部供給源のパワーをリアルタイムで調節する；
ことを特徴とする方法によって得られる。
【００２３】
言い換えれば、超ウラン的化学元素がコア内に高濃度で存在することのために、コア内における本来的な遅延中性子割合（β）が低レベルであるということは、遅延中性子からなる補助的グループが追加されることによって補償される。これは、コアを非常に低レベルの準臨界性でもって動作させることによって得られる。これにより、追加すべき遅延中性子割合の量を計算することができる。すなわち、補償すべき遅延中性子割合（β）の量を計算することができる。中性子束（ｎ(ｔ)）をリアルタイムで測定することにより、外部供給源のパワーをリアルタイムで調節し得るように、遅延中性子からなる補助的グループからの追加前駆体の数をリアルタイムで計算することができる。コア内へと注入される中性子は、計算に基づく補助的グループからの架空前駆体における減少分の代理であるとともに、準臨界動作モードであることによってもたらされた中性子減少分を補償する。
【００２４】
このように構成されたハイブリッドシステムは、古典的原子炉と同様に振る舞うとともに古典的原子炉と同様に自己制御する。実際、遅延中性子からなる補助的グループによって、外部供給源と中性子パワーとの間において確立された対抗反応により、非常に小さな準臨界性を有したハイブリッドシステムの安定性が確保されるとともに、βs という増分だけ遅延中性子割合が追加された臨界炉へと見かけ上変換されることが確保される。
【００２５】
よって、超ウラン的化学元素がコア内に存在することに基づいて、遅延中性子割合が低レベルであるということが補償され、専用臨界炉の場合には満たすことができなかった安全基準を、容易に満たすことができる。
【００２６】
本発明による焼却方法の本質的利点は、原子炉の準臨界性が非常に低いレベルであることにより、通常のハイブリッドシステムと比較して、最大パワーを２０〜３０％低減できることである。この場合、例えば、３０００ＭＷの原子炉において約３００ｐｃｍという補助的遅延中性子割合（βs ）を得るには、１ＧｅＶというエネルギーのプロトンによる６．５ｍＡというビーム強度が必要とされる。よって、外部中性子供給源をなす各部材として、すなわち、プロトン供給源・プロトン加速器・破砕ターゲットとして、工業的応用と同程度の寸法およびコストのものを使用することができる。
【００２７】
システムが、臨界炉と同様に振る舞うとともに臨界炉と同様に自己制御することにより、このタイプの原子炉に特有であるような、熱対抗反応による安定化効果およびドップラ効果の利点を得ることができる。
【００２８】
さらに、古典的緊急停止手段に加えて、外部供給源によって放出されるビームを遮断することにより重要な遅延中性子割合を信頼性高い態様でもって迅速に除去することができることにより、同様の臨界炉と比較して、より改良された安全性がもたらされる。
【００２９】
有利には、システムの制御は、コア内へと挿入される吸収性制御棒によって確保される。
【００３０】
実用的には、実効増倍係数（ｋeff ）が実質的に０．９９７に等しいように構成されたコアを備えている原子炉が、使用される。
【００３１】
さらに、遅延中性子割合の所望値（βt ）が、約３５０ｐｃｍに設定されることが好ましい。
【００３２】
外部供給源のパワーは、プロトン加速器を制御することによって調節される。
【００３３】
本発明の好ましい実施形態においては、遅延中性子がなす補助的グループからの追加前駆体の数（Ｃs(ｔ) ）は、測定された中性子束（ｎ(ｔ)）に基づき、次式を適用することによって、決定される。
【数５】
0004659325.tif 000002
ここで、Λは、即発中性子の寿命であり、λs は、遅延中性子がなす補助的グループからの追加前駆体に関する減衰定数である。
【００３４】
プロトン加速器の出口のところにおけるプロトンビームの強度（Ｉ(ｔ)）は、次式を適用することによって制御される。
【数６】
0004659325.tif 000003
ここで、Ｃs(ｔ) は、上記式（１）を使用してリアルタイムで決定され、Ｑは、プロトンの電荷（１．６×１０-19 Ｃ）を示しており、Ｚは、破砕ターゲットにおいて１つのプロトンあたりに生成される中性子の数を表しており、φ* は、原子炉コアと比較しての外部供給源の重要性を表す定数である。
【００３５】
ターゲットがコアの中心に設置された好ましい状況においては、供給源は、実質的に１に等しいようなφ* を有することとなる。ターゲットがコアのエッジ部分に設置された場合には、供給源の効率が悪くなって、φ* の値が小さくなる。
【００３６】
さらに、減衰定数λs の値は、コアの組成ではなく遅延中性子がなす前駆体の性質に依存することとなる異なる値（λI ）に一致する。この値は、好ましくは、約０．８ｓ-1とされる。
【００３７】
本発明のさらなる目的は、超ウラン的化学元素を焼却するための原子炉であって、焼却すべき超ウラン的化学元素を含有した準臨界コアと、破砕中性子の外部供給源と、を具備する原子炉において、
−コアが、コア内における遅延中性子割合の所望値（βt ）とコア内における遅延中性子割合の実際値（β）との間の差に実質的に等しい準臨界性レベルでもって動作するものとされ；
−コア内における瞬時的中性子束（ｎ(ｔ)）をリアルタイムで測定するための測定手段が設けられ；
−差に等しい遅延中性子割合（βs ）に対応するような遅延中性子からなる補助的グループをコア内に存在させるように、測定された中性子束（ｎ(ｔ)）に基づいて外部供給源のパワーをリアルタイムで調節するための対抗反応手段が設けられている；
ことを特徴とする原子炉である。
【００３８】
【発明の実施の形態】
以下、添付図面を参照しつつ、本発明を何ら限定するものではなく単なる例示としての好ましい実施形態について、説明する。
【００３９】
添付図面には、本発明による原子炉が、非常に概略的に図示されている。この原子炉は、例えば半減期の長い核廃棄物（マイナーアクチニド）およびプルトニウムといったような超ウラン的化学元素を焼却することを意図したものである。
【００４０】
本発明による原子炉は、大まかには、準臨界ハイブリッドシステムに類似している。このシステムは、例えば米国特許第５，７７４，５１４号明細書に記載されている形態といったような、様々な形態とすることができる。必要であれば、上記文献を参照されたい。
【００４１】
まず最初に、原子炉は、本発明の範囲を逸脱することなく、高速中性子炉の形態とすることも、また、サーマルリアクタの形態とすることも、できることに注意されたい。それでもなお、本明細書内において例示されるパラメータの値は、高速中性子炉に対応している。
【００４２】
図１に非常に概略的に示すように、原子炉は、容器（１０）を備えている。容器（１０）内には、コア（１２）が配置されている。このコアは、通常通り、互いに並置された複数の鉛直方向アセンブリ（図示せず）から構成されている。核燃料は、当業者には周知の技術を使用することによってアセンブリ内に組み込まれている。この点は、本発明の一部をなすものではない。それでもなお、原子炉が超ウラン的化学元素の燃焼専用のものであることを考慮すれば、超ウラン的化学元素が、通常通り使用されている核燃料の一部に代わって、アセンブリ内に導入される。
【００４３】
本発明の特徴部分によれば、原子炉のコア（１２）は、非常に小さなレベルの準臨界性でもって動作する。より詳細には、この原子炉のコア（１２）の準臨界性レベルは、コア内における遅延中性子割合の所望値（βt ）と、実際の遅延中性子割合（β）と、の間の差に実質的に等しいようなものである。
【００４４】
実際の遅延中性子割合（β）は、コア内に含有されている元素の性質に依存する。超ウラン的化学元素が存在していることにより、実際の遅延中性子割合（β）は、例えば約１００ｐｃｍといったように、非常に小さい。
【００４５】
所望の遅延中性子割合（βt ）は、現在使用可能な臨界炉の安全条件と同等の安全条件でもって原子炉が動作し得るように、適切に選択される。すなわち、高速中性子炉内に存在している遅延中性子割合と同等の値が、βt に対して割り当てられる。すなわち、約３５０ｐｃｍが割り当てられる。
【００４６】
好ましい例によって上述の値を比較すると、準臨界性レベルに対して、およそ２５０〜３００ｐｃｍという値が割り当てられる。この値は、遅延中性子割合（βs ）に対応するものであって、式（１）に代入される。原子炉コアの実効増倍係数（ｋeff ）は、実質的に０．９９７に等しい。
【００４７】
コアの準臨界性および実効増倍係数（ｋeff ）という観点での準臨界性の転換が、制御棒の位置によって決定されることに注意されたい。制御棒の位置自体は、システム全体として臨界状態を得ることによって決定される。
【００４８】
原子炉のコア（１２）は、高さ方向の少なくとも一部において、鉛直方向軸を中心とした環状形態を有している。
【００４９】
シンブル（はめ筒）の形態とされたチューブ（１４）が、コア（１２）の鉛直方向軸に沿って容器（１０）内に侵入している。この場合、チューブの閉塞端が、コアを貫通するシャフト内に位置するものとされている。図に例示されている実施形態においてはチューブの上端をなすような、チューブの反対側端部は、密封式に容器と交差している。
【００５０】
容器（１０）内に通常的に配置されるような例えばポンプや熱交換器といったような、原子炉内の他の構成要素が、図示の明瞭化のために、敢えて省略されていることに、注意されたい。実用的には、当業者には周知のそのような構成要素が、原子炉のタイプに応じて例えば水やナトリウムや中性ガスといったような冷却材と同じく、存在することとなる。
【００５１】
チューブ（１４）のうちの、コアを貫通するシャフト内に配置された閉塞端は、破砕ターゲット（１６）を収容している。一般的には液体とされているこのターゲットは、所定エネルギーを有したプロトンビームでもって衝撃されたときには破砕中性子を放出し得るような任意の材料から構成されている。限定するものではないけれども、例示するならば、ターゲット（１６）は、特に、鉛−ビスマスから構成することができる。当業者には公知の態様でもって、原子炉の動作開始前におけるターゲットの溶融を確保するとともに動作時におけるターゲットの冷却をもたらすための手段（図示せず）が、通常通り設けられる。
【００５２】
原子炉の容器（１０）の外部に設置されたプロトン供給源（１８）は、プロトンビーム（２０）を放出する。このプロトンビームは、プロトン加速器（２２）によって加速され、その後、例えば偏向手段（２４）といったような手段によって、ターゲット（１６）に向けて案内される。偏向手段（２４）は、加速されたビームを、チューブ（１４）の鉛直方向軸に沿って導く。プロトン供給源（１８）と、プロトン加速器（２２）と、ターゲット（１６）とは、協働して、原子炉コアに関しての、外部破砕中性子源を構成している。
【００５３】
プロトン供給源（１８）と、プロトン加速器（２２）と、偏向手段（２４）とは、当該技術分野における公知技術を使用することによって、いかようにも構成することができる。本発明においては、プロトン供給源（１８）と、プロトン加速器（２２）と、ターゲット（１６）とは、それでもなお、古典的ハイブリッドシステムと比較して最大パワーが２０〜３０％だけ低減されているという特性を有している。これにより、特に加速器（２２）に関して、ずっと小型の構成要素を使用することができる。
【００５４】
本発明においては、原子炉は、さらに、原子炉のコア（１２）内における瞬時中性子流ｎ(ｔ)をリアルタイムでもって測定するための手段（２６）と、外部破砕中性子供給源のパワーをリアルタイムでもって調節するための対抗反応手段（２８）と、を備えている。
【００５５】
コア内における瞬時中性子流を測定するための手段（２６）は、当業者には周知の中性子測定センサと、場合によっては関連する電子回路と、を備えている。
【００５６】
対抗反応手段（２８）は、中性子束を測定するための手段（２６）から送出された信号ｎ(ｔ)を受領するとともに信号ｉ(ｔ)を送出する計算機を備えている。この信号ｉ(ｔ)は、加速器（２２）の端子に対して印加される電気信号であって、この信号ｉ(ｔ)により、加速器（２２）の出口のところかた、対抗反応手段（２８）内に組み込まれている計算機によって計算された強度Ｉ(ｔ)を有したプロトンビームが放出されるようになっている。
【００５７】
本発明においては、信号ｉ(ｔ)は、遅延中性子からなる補助的グループをコア内に存在させるように、リアルタイムで計算される。この遅延中性子からなる補助的グループの遅延中性子割合（βs ）が、コア内における実際のまたは本来的な遅延中性子割合（β）に対して加算されることにより、コア内において所望の遅延中性子割合（βt ）が得られることとなる。このようにして計算された遅延中性子割合（βs ）は、原子炉に対して既に選択されている準臨界性レベルと実質的に同じである。このように、準臨界ハイブリッド原子炉は、臨界炉へと『変換』される。
【００５８】
信号ｉ(ｔ)の計算は、２つの操作へと分解される。すなわち、コア内における中性子束を測定するための手段（２６）によってもたらされた信号ｎ(ｔ)に基づいて、遅延中性子がなす補助的グループからの追加前駆体の数 Ｃs(ｔ)を決定し、その後、先に決定した追加前駆体の数 Ｃs(ｔ)が得られるよう、供給源（１８）および／または加速器（２２）に対して印加するための電気信号ｉ(ｔ)を計算する。
【００５９】
遅延中性子がなす補助的グループからの追加前駆体の数 Ｃs(ｔ)は、次の式により決定される。
【数７】
0004659325.tif 000004
ここで、Λは、即発中性子の寿命であり、λs は、遅延中性子がなす補助的グループからの追加前駆体に関する減衰定数である。
【００６０】
遅延中性子割合（βs ）の値は、コアの本体的遅延中性子割合（β）に基づいて、所望の遅延中性子割合（βt ）が得られるように選択される。操作時に得られるコア内の準臨界性レベルは、自動的にこの値に等しくなる。
【００６１】
λs の値は、コア内における遅延中性子からなる様々な前駆体の減衰定数の様々な値に一致するように、選択される。例えば、約０．０８ｓ-1とされる。
【００６２】
対抗反応手段（２８）は、その後、外部供給源によって原子炉のコア内へと注入された遅延中性子が、リアルタイムで計算される追加前駆体の数 Ｃs(ｔ)となるように（ここで、ｔは時間を表している）、供給源（１８）および／または加速器（２２）に対して印加するための電気信号ｉ(ｔ)の値を計算する。この計算も、また、リアルタイムで行われ、以下の式を使用して行われる。
【数８】
0004659325.tif 000005
ここで、Ｑは、プロトンの電荷（１．６×１０-19 Ｃ）を示しており、Ｚは、破砕ターゲット（１６）において１つのプロトンあたりに生成される中性子の数を表しており、φ* は、原子炉コアと比較しての外部供給源の重要性を表す定数である。
【００６３】
与えられた破砕ターゲットに対し、Ｚの値は、当業者には既知である。例示するならば、この値は、１ＧｅＶというエネルギーのプロトンに関連した鉛ターゲットの場合には、３０に等しい。
【００６４】
加速器（２２）の出口において得るべきプロトンビームの強度Ｉ(ｔ)の計算後には、対抗反応手段（２８）は、使用している加速器の特有の第３の式を使用することによって、電気制御信号の強度ｉ(ｔ)を放出プロトンビームの強度Ｉ(ｔ)に関連させつつ、加速器制御用の電気信号の強度ｉ(ｔ)を決定する。
【００６５】
コア内の中性子パワーと外部供給源との間においてこのようにして得られた対抗反応効果のおかげで、原子炉は、コア自身の内部に遅延中性子の補助的供給源を有しているかのように振る舞うものとして形成される。これにより、ハイブリッドシステムは、遅延中性子割合がβs という値だけ増分されている臨界炉へと変換される。この値βs は、補助的グループからの追加前駆体に対する減衰定数（λs ）という値の場合と同様に、コア内の遅延中性子割合の合計値を所望値（βt ）とし得るように、選択されている。上述したように、この所望値は、現存の原子炉の安全基準と同等の条件をなす安全基準を満たし得るという観点から、好ましくは、約３５０ｐｃｍとされている。
【００６６】
よって、本発明による原子炉は、反応度に対して作用することによって、古典的臨界炉と同様に振る舞うとともに古典的臨界炉と同様に自己制御する。この目的のために、図１において概略的に示すように、制御棒（３０）が設けられている。
【００６７】
本発明による原子炉の動作は、以下のような瞬時モデルの運動エネルギー式を満たす。
【数９】
0004659325.tif 000006
ここで、ρ’は、原子炉の全体的反応度を示しており、Ｃ(ｔ)は、コア内における遅延中性子がなす実際の前駆体の数を示しており、λは、実際の前駆体の減衰係数を示しており、ｑ0 は、原子炉の本来的供給源から放出された中性子の数（この値は、中性子パワーが数百ワットを超えるとすぐに無視できるものとなる）を示している。
【００６８】
上記式は、ρ’がゼロへと近づいたときには臨界となるとともに、ターゲット（１６）から放出された破砕中性子を備えている遅延中性子がなす補助的グループを備えているような、システムを表している。
【００６９】
よって、本発明による原子炉は、専用臨界炉と準臨界ハイブリッド原子炉との間の中間的手段を構成し、超ウラン的化学元素の焼却を確実に行うことができる。この中間的手段は、この機能を果たそうとして現在までに想定されている２つのタイプの原子炉によって提起された根本的問題点を解決する。
【００７０】
よって、遅延中性子がなす補助的グループの追加のおかげで、本発明による原子炉は、超ウラン的化学元素の焼却に使用することを想定した場合に古典的臨界炉によって提起される安全性に関する問題点を避けることができる。実際、コア内に超ウラン的化学元素が存在することに基づく遅延中性子割合の減少は、模擬計算され外部供給源によって注入された補助的遅延中性子によって補償される。
【００７１】
さらに、ハイブリッドシステムの臨界炉への『変換』が対抗反応手段（２８）によって確保されていることは、小さなレベルの準臨界性でもってコアを動作させ得ることを意味している。これにより、外部供給源のパワーを２０〜３０％低減することができ、その結果、外部供給源や特に加速器（２２）を、サイズおよびコストの観点から、工業的応用に適したものとすることができる。
【００７２】
本発明による原子炉の振舞いが、古典的臨界炉の振舞いに類似していることにより、本発明による原子炉は、安全性に関するすべての従来的基準を満たし得るように構成することができる。この観点において、測定手段（２６）と対抗反応手段（２８）とは、好ましくは、フェールセーフのものとされることを、指摘しておく。これにより、外部供給源の制御不能というリスクを排除することができる。
【００７３】
安全性の見地からは、本発明による原子炉は、古典的臨界炉と比較して、付加的な利点さえ有している。
【００７４】
つまり、緊急停止時には、プロトンビームを遮断することができる。この操作の効果は、制御棒（３０）の下降に基づく効果と、加算される。この場合、前駆体の重要な遅延中性子割合を瞬時的に消滅させることにより、中性子群の消滅を促進させる。
【００７５】
さらに、原子炉によって生成されたエネルギーを使用することによって、加速器（２２）に対して電力を供給することができる。その場合には、原子炉の主要出力の故障時には、システムの自動停止が確実に行われる。
【００７６】
明らかなように、本発明は、例示のために説明した上記実施形態に限定されるものではない。つまり、原子炉を任意のタイプのもの（加圧水型原子炉、高速中性子炉、等）とすることができることはもちろんのこと、例えば、コアの形態や、主要流体の性質や、破砕ターゲットの設置態様および性質や、プロトン供給源およびプロトン加速器の特性や、プロトンビームの経路、等といったような様々な特性は、上述の特性以外の特性とすることができ、そのような変形例も、本発明の範囲内である。
【図面の簡単な説明】
【図１】  本発明による原子炉を示す図である。
【符号の説明】
１２  コア（準臨界コア）
１６  破砕ターゲット（外部供給源）
１８  プロトン供給源（外部供給源）
２２  プロトン加速器（外部供給源）
２６  測定手段
２８  対抗反応手段
３０  制御棒
【図１】
0004659325.tif 000011