(57)【要約】 【課題】核分裂反応の停止用の、制御棒、制御棒駆動装置、非常用炉心冷却ポンプ、及び非常用電源が不要であり、かつ、極めて安全性に優れた原子炉を提供する。【解決手段】炉心（１）を備える原子炉（１０）であって、炉心（１）の温度上昇により、炉心（１）からの中性子の漏洩が増加し、炉心（１）の核分裂の連鎖が自然に消滅する性質を利用した。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心を備える原子炉であって、
前記炉心の温度上昇により、前記炉心からの中性子の漏洩が増加し、前記炉心の核分裂の連鎖が自然に消滅する性質を利用したことを特徴とする原子炉。
【請求項２】
前記炉心において生じた熱により発生したエネルギーを電気エネルギーに変換して電力を供給する発電設備に接続され、
前記発電設備における電力の需要の増減に応じて、前記炉心の温度が変化し核分裂反応が追従する性質を利用したことを特徴とする請求項１記載の原子炉。
【請求項３】
前記炉心の燃料は、金属燃料であることを特徴とする請求項１又は請求項２に記載の原子炉。
【請求項４】
前記金属燃料は、ウランとプルトニウムとを有し、
前記ウランは、
使用済金属燃料を溶融塩中に浸漬し、前記使用済金属燃料を陽極に、前記溶融塩中に設置された鉄棒を陰極に設定して電圧を印加する工程を含む工程により前記使用済金属燃料から回収されたウランを有し、
前記プルトニウムは、
液体カドミウムを収容したるつぼを前記溶融塩中に投入し、前記使用済燃料を陽極に、前記液体カドミウムを陰極に設定して電圧を印加する工程と、
前記るつぼの内部に形成された合金を加熱する工程と、
を含む工程により回収されたプルトニウムを有することを特徴とする請求項３記載の原子炉。
【請求項５】
前記炉心を収容する原子炉容器を備え、
前記原子炉容器は、一枚壁の構造であることを特徴とする請求項１〜請求項４のいずれか１項に記載の原子炉。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電所などに設置される原子炉に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電所や大型軍用艦艇などは原子炉を備えている。原子炉は、核燃料の核分裂反応を継続させるための装置である。原子炉は、核燃料物質を含む炉心と、炉心に対して挿脱可能に設置された制御棒と、制御棒を駆動するための制御棒駆動装置と、炉心を収容するために頑丈に設計された原子炉容器と、を有している。原子炉の出力制御は、炉心に対して制御棒を挿脱して炉心の核分裂反応を制御することにより行われる（例えば特許文献１参照）。
【０００３】
また、原子炉には、非常用炉心冷却ポンプ、及び非常用炉心冷却ポンプの作動用電源を供給するための非常用電源が併設されている。これらは、万が一原子炉が故障して、炉心の核分裂反応の制御が不能となった場合に稼働し、これにより炉心の温度上昇が防止される。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００４】
【特許文献１】特開２０１２−１６３４３８号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
しかしながら、上記構成の原子炉においては、制御棒及び制御棒駆動装置は、構造が複雑であるので設置やメンテナンスが容易ではなく、原子炉の安全性を低下させる要因となっている。また、稼働中の原子炉が故障し、かつ非常用炉心冷却ポンプの故障あるいは非常用電源の喪失が生じた場合には、炉心の温度上昇を抑えることができず、原子炉の臨界事故が発生するおそれがあるという安全性の問題がある。
【０００６】
そこで、本発明では、上記した事情に鑑み、炉心の安全性を確保し、制御棒、制御棒駆動装置、非常用炉心冷却ポンプ、及び非常用電源が不要となる原子炉を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
上記目的を達成するために、第１の発明は、炉心を備える原子炉であって、炉心の温度上昇により、炉心からの中性子の漏洩が増加し、炉心の核分裂の連鎖が自然に消滅する性質を利用したことを特徴とする原子炉である。
【０００８】
第２の発明は、第１の発明の原子炉であって、炉心により生じた熱により発生したエネルギーを電気エネルギーに変換して電力を供給する発電設備に接続され、発電設備における電力の需要の増減に応じて、炉心の温度が変化し核分裂反応が追従する性質を利用したことを特徴とする原子炉である。
【０００９】
第３の発明は、上記した第１又は第２の発明の原子炉であって、炉心の燃料は金属燃料から形成されることを特徴とする原子炉である。
【００１０】
第４の発明は、上記した第３の発明の原子炉の金属燃料がウランとプルトニウムとを有し、ウランは、使用済金属燃料を溶融塩中に浸漬し、使用済金属燃料を陽極に、溶融塩中に設置された鉄棒を陰極に設定して電圧を印加する工程を含む工程により使用済金属燃料から回収されたウランを有し、プルトニウムは、液体カドミウムを収容したるつぼを溶融塩中に投入し、使用済燃料を陽極に、液体カドミウムを陰極に設定して電圧を印加する工程と、るつぼの内部に形成された合金を加熱する工程と、を含む工程により回収されたプルトニウムを有することを特徴とする原子炉である。
【００１１】
第５の発明は、上記した第１〜第４の発明のいずれか１つの発明の原子炉であって、炉心を収容する原子炉容器を備え、原子炉容器は、一枚壁の構造であることを特徴とする原子炉である。
【発明の効果】
【００１２】
第１の発明によれば、非常時において炉心の温度上昇が生じた場合であっても、炉心の核分裂の連鎖が自然に消滅するので、原子炉を安全かつ確実に停止させることができる。このように、炉心の安全性が確保されるので、制御棒、制御棒駆動装置、非常用炉心冷却ポンプ、あるいは非常用電源などの、核分裂反応の停止用の設備を原子炉において設ける必要がない。また、このように極めて安全性の高い炉心を収容する原子炉容器については、より簡素で安価な構造のものが採用可能となる。したがって、極めて安全性が高くかつ低コストで設置可能な原子炉を提供することができる。
【００１３】
第２の発明の原子炉では、発電設備における電力需要が増えると、原子炉から発電設備に移動するエネルギー量が増大するので、炉心の温度は低下し、炉心の密度が上昇する。すると、炉心の外部に中性子が漏れ出しにくくなり、炉心の核分裂反応が増大して、原子炉の出力は自動的に上昇する。逆に、発電設備における電力需要が減ると、原子炉から発電設備に移動するエネルギー量が減少するので、炉心の温度は上昇し、炉心の密度が低下する。すると、炉心の外部に中性子が漏れ出し易くなり、炉心の核分裂反応が減少し、原子炉の出力は自動的に低下する。このように、第２の発明の原子炉の出力は、発電設備における電力需要の増減に対応して自動的に追従する。したがって、第２の発明の原子炉では、運転時において原子炉の出力を外部から制御する必要がないため、制御棒や制御棒駆動装置といった原子炉の出力制御用の設備を設ける必要がなく、当然にこれらの設備の運転員も不要となる。したがって、第２の発明によれば、より低コストで設置及び運転が可能な原子炉を提供することができる。
【００１４】
第３の発明の原子炉では、炉心を構成する燃料として金属燃料が採用されるが、金属燃料は、酸化物燃料（セラミック燃料）に比べて熱伝導率が高くかつ熱容量が小さいために熱膨張率が高いという特性があり、炉心の温度の上昇に伴う燃料密度の低下がより顕著となるため、より効果的に炉心の温度上昇時の核分裂反応の低下を図ることができる。また、金属燃料は、一定温度まで上昇すると金属燃料自体が泡体となり核分裂反応が継続できない状態となる。したがって、第３の発明によれば、非常時に炉心の温度上昇が生じた場合であっても、より一層原子炉を安全かつ確実に停止させることができる。
【００１５】
第４の発明によれば、金属燃料の一部又は全部に使用済金属燃料から回収された金属が用いられるので、金属燃料を構成する金属資源を有効利用することができる。
【００１６】
第５の発明によれば、原子炉容器は、一枚壁の構造で形成されるので、多重壁の構造の場合に比べて、容易にかつ低コストで、原子炉を製造しかつメンテナンスを行うことができる。
【図面の簡単な説明】
【００１７】
【図１】第１実施形態に係る原子炉の一例を示す概略断面図である。
【図２】第２実施形態に係る発電システムの一例を示す概略構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００１８】
以下、本発明の実施形態について図面を参照しながら説明する。ただし、本発明は以下説明する実施形態に限定されるものではない。また、図面においては、実施形態を説明するため、一部分を大きくまたは強調して記載するなど適宜縮尺を変更し表現している。
【００１９】
＜第１実施形態＞
まず、本発明の第１実施形態に係る原子炉の構成について説明する。第１実施形態の原子炉は、例えば、原子力発電所内に設置される。図１は、第１実施形態に係る原子炉の一例を示す概略構成図である。原子炉１０は、図１に示すように、炉心１と、環状反射体２と、原子炉容器３と、を有している。
【００２０】
炉心１は金属燃料を有している。金属燃料としては、例えば、ウラン（Ｕ）が６０〜８０％、プルトニウム（Ｐｕ）が１０〜３０％、ジルコニウム（Ｚｒ）が７〜１５％の構成の合金、あるいは、２０％濃縮ウランが８５〜９３％、ジルコニウムが７〜１５％の構成の合金が用いられる。ただし、２０％濃縮ウランは高価であるため、金属燃料としては、安価なプルトニウムを用いる前者の構成の合金が望ましい。上記した構成の合金から形成される金属燃料は、ジルコニウムを含むため柔軟性を有しており、原子炉１０の出力増減を繰り返した使用を３０年以上の長期間継続しても燃料破損が生じにくい。そのため、原子炉の運転期間中の燃料交換について、不要あるいはその頻度を低減することができる。なお、金属燃料としては、上記した構成の合金にバーナブルポイズン（可燃性毒物）を混合した合金が採用されてもよく、この場合、金属燃料の燃焼（核分裂）によって中性子の吸収能力が低下していくので、金属燃料をより長期的に使用することが可能となる。第１実施形態の金属燃料は、具体的には、ウラン２３８が７０％、プルトニウム２３９が２０％、ジルコニウムが１０％の構成の合金である。ただし、金属燃料は、上記構成に限定されない。
【００２１】
炉心１は、原子炉容器３内において１本が設置されている。炉心１は、略円柱形状に形成され、長さ方向が垂直方向となるように配置されている。炉心１の寸法は、特に限定はされないが、例えば、高さ（長さ）Ｈは２メートル以下、かつ軸方向（長さ方向）に直交する方向の断面積の直径（幅）Ｄは１メートル以下に設定される。この構成の炉心１では約２万キロワットの出力が可能となる。第１実施形態の炉心１は、具体的には、高さＨが２メートル、直径Ｄが０．９メートルに設定された超小型炉心であり、原子炉１０の出力は１万キロワットに設定される。
【００２２】
炉心１は、不図示の燃料ピンが多数束ねられて形成される。燃料ピンには、金属燃料が充填されている。燃料ピンは、例えば、断面幅（外径）が１センチメートル、長さが２メートルに設定された角柱や円柱などの形状に形成される。
【００２３】
環状反射体２は、例えば円筒状に形成され、厚さは、例えば０．５メートルに設定される。環状反射体２は、原子炉容器３内に設けられ、炉心１を囲みかつ炉心１の下方から上方にスライド移動可能に設置されている。
【００２４】
原子炉容器３は、炉心１と環状反射体２とを収容可能に形成されている。原子炉容器３は、円筒形状を有し、その内径は、例えば１．５メートルに設定される。原子炉容器３には、第１冷却材４及び不活性ガス５が充填されている。原子炉容器３は、一枚壁の構造となっている。そのため、原子炉容器３の製造、設置、及び保守のコストは多重壁の構造の原子炉容器の場合に比べて低減化される。
【００２５】
第１冷却材４は、炉心１において核分裂により生じる熱エネルギーを後述する熱交換器３０に伝えるためのものであり、原子炉容器３と熱交換器３０とを循環する。第１冷却材４としては、液体ナトリウム（Ｎａ）が用いられるが、これに代えて加圧水（Ｈ２Ｏ）などであってもよい。不活性ガス５は、原子炉容器３において第１冷却材４の液面より上部に収容されている。不活性ガス５としては、例えばアルゴンガス（Ａr）が用いられる。
【００２６】
次に、原子炉１０の動作について説明する。
まず、炉心１の金属燃料中のプルトニウム２３９に中性子が衝突すると、核分裂（燃焼）し、炉心１が発熱する。その際、中性子は、炉心１から外部に漏えいするものの、環状反射体２に囲まれた炉心１の下部においては、漏えいした中性子が環状反射体２に反射して炉心１に戻るので、炉心１の核分裂が維持される。このような核分裂により生じた熱は、第１冷却材４に直接伝えられる。
【００２７】
原子炉１０の運転中、環状反射体２は、炉心１の側面（周面）の下部から上部にかけて超低速で徐々に移動する。これにより、炉心１の燃焼（核分裂）が長期間にわたり維持される。
【００２８】
原子炉１０の運転停止後、原子炉１０から使用済金属燃料が取り出される。取り出された使用済金属燃料は、再処理される。使用済金属燃料の再処理は、具体的には例えば以下の工程により行われる。
まず、炉心１から取り出された使用済の燃料ピンから使用済金属燃料が取り出される。次いで、使用済金属燃料は、せん断されて、鉄（Ｆｅ）製容器に入れられた状態で溶融塩に浸漬される。溶融塩は、例えば、５００℃の塩化リチウム（ＬｉＣｌ）溶液と塩化カリウム（ＫＣｌ）溶液とが１対１の比率で混合された液体である。
【００２９】
続いて、電気分解の原理により、使用済金属燃料を陽極に、溶融塩中に設置された鉄（Ｆｅ）棒を陰極に設定し、例えば２ボルトの電圧が印加される。電圧が印加される時間は、例えば１０〜１２時間である。すると、使用済金属燃料中の金属が溶融塩中に塩化物イオンとして溶解する。そして、陰極の鉄棒の表面にはウランが析出する。その後、溶融塩から鉄棒が取り出され、鉄棒とその表面に付着したウランとが分離される。以上の工程により使用済金属燃料からウランが回収される。
【００３０】
続いて、液体カドミウム（Ｃｄ）を収容したるつぼを溶融塩中に投入し、使用済金属燃料を陽極に、液体カドミウム（Ｃｄ）を陰極に設定して電圧が印加される。電圧は例えば２ボルトであり、電圧が印加される時間は、例えば１０〜１２時間である。すると、るつぼの内部には、プルトニウム‐カドミウム合金（ＰｕＣｄ６）が形成される。その後、溶融塩からプルトニウム‐カドミウム合金が取り出され、例えば１３００℃まで加熱される。これによりプルトニウム‐カドミウム合金からカドミウムが蒸発して分離し、プルトニウムが残存する。以上の工程により使用済金属燃料からプルトニウムが回収される。
【００３１】
本実施形態のように金属燃料がウラン２３８を有する場合には、使用済金属燃料中にはプルトニウム２３９が形成されるので、使用済金属燃料からプルトニウム２３９及びウラン２３８を回収し、これらを所定の比率で混合すれば再び金属燃料を形成することが可能となる。また、金使用済金属燃料の再処理を上述した乾式再処理方法を用いて行った場合、金属燃料の金属を硝酸などの水溶液に溶解させた後にウランとプルトニウムとを分離精製するといった湿式再処理法が用いられる場合と比較して、約１６分の１のコストで行うことが可能となる。また、上述した乾式再処理法によれば、再処理工程で水溶液を使用しないため、湿式再処理方法に比べて、再処理によって生じる廃液量が極めて少なく、放射性廃棄物の体積が１００分の１程度に抑えることができるという利点がある。
【００３２】
上述した原子炉１０の構成によれば、炉心１は直径Ｄが１メートル以下に設定された細身形状であるので、炉心１が保有する核エネルギー量が比較的少量となることに加えて、万が一の事故により炉心１の異常な温度上昇が生じた場合であっても、炉心１の燃料密度が低下し、中性子が外部に漏れ出し易くなるため、炉心１内部の中性子数が減少して、炉心１の核分裂の連鎖は自然に消滅する。したがって、より安全な原子炉１０を提供することができる。
【００３３】
また、炉心１の燃料として、酸化物燃料に比べて熱膨張率の高い金属燃料が用いられることによって、炉心１の燃料は、炉心１の急激な温度上昇によって急激に熱膨張し、燃料密度が即時に低下するので、より迅速かつ確実に炉心１の核分裂の連鎖を消滅させることができる。また、炉心１の燃料が金属燃料を有することにより、酸化物燃料の燃焼の場合に比べて炉心１の燃料の燃焼が長期間維持されるので原子炉１０の燃料の頻繁な交換が不要となる。また、金属燃料は、約１０００℃になると燃料自体が急激に柔らかくなるとともに燃料中の金属に含まれている気体状の核分裂生成物が気泡となり膨張して燃料密度が減少し、約１１００℃になると金属燃料自体が泡体となり核分裂反応が継続できない状態となる。そのため、万が一の事故により炉心１の温度上昇が生じた場合であっても、原子炉１０をより安全かつ確実に停止させることができる。
【００３４】
また、上述したように原子炉容器３が収容する炉心１の安全性が確保されることにより、原子炉容器３については、一枚壁の構造を採用するなど、その構成を簡素化することが可能となるので、これにより原子炉１０の設置及びメンテナンスに係るコストの低減を図ることができる。
【００３５】
さらには、原子炉１０の構成によれば、炉心１の核分裂反応を外部から安全に停止させるための制御棒や制御棒駆動装置などの設備や、非常時に炉心１を冷却するための非常用炉心冷却ポンプや非常用電源などの設備を設ける必要がない。また、これらの設備の運転員や監視員も不要となる。そのため、原子炉１０の設置及び運転にかかるコストを低減し、かつ原子炉１０全体の故障リスクを低減することができる。したがって、このような原子炉１０によれば、安全性の高い原子炉を低コストで提供することができる。
【００３６】
＜第２実施形態＞
次に、本発明の第２実施形態にかかる発電システムの構成について説明する。なお、以下の説明においては、第１実施形態と同一または同等の構成部分については同一符号を付けて説明を省略または簡略化する。
図２は、第２実施形態に係る発電システムの一例を示す概略構成図である。発電システム１００は、図２に示すように、原子炉１０と、第１冷却材配管２１，２２と、熱交換器３０と、タービン発電機（発電設備）４０と、第２冷却材配管４１，４２と、放熱器５０と、を有している。発電システム１００は、例えば原子力発電所である。
【００３７】
原子炉１０は、地下に埋設されている。これにより、原子炉１０が地上に設置される場合に比べて原子炉１０の耐震性や密封性の向上を図ることができる。
【００３８】
第１冷却材用配管２１，２２は、原子炉１０の原子炉容器３と熱交換器３０とを接続する。第１冷却材用配管２１は、原子炉容器３の側面上部と熱交換器３０の側面上部とを接続する。第１冷却材用配管２１には、原子炉容器３において熱せられた高温の第１冷却材４が流れる。また、第１冷却材用配管２２は、原子炉容器３の側面下部と熱交換器３０の側面下部とを接続する。第１冷却材用配管２２には、熱交換器３０を通過した低温の第１冷却材４が流れる。第１冷却材用配管２２には、電磁ポンプＰが設けられている。
【００３９】
熱交換器３０は、第１冷却材４と第２冷却材６との間の熱交換を行う。熱交換器３０の内部には、第１冷却材４が通る伝熱管３１が複数設置されている。熱交換器３０は地上に設置されている。
【００４０】
第２冷却材６は、熱交換器３０において第１冷却材４から熱エネルギーを受け取り、これによりタービン発電機４０を駆動させる。第２冷却材６としては、超臨界の二酸化炭素ガス（ＣＯ２）であるが、水や蒸気（Ｈ２Ｏ）などであってもよい。
【００４１】
タービン発電機４０は、例えば、回転軸と該回転軸の側面側に取り付けられた複数のブレードとを有するガスタービン４０ａを備える。ガスタービン４０ａは、第２冷却材６の流体のエネルギーにより駆動する。タービン発電機４０において生じた電気は、不図示の送電線及び変電所等を介して送電され、家庭用及び業務用の電源として用いられる。
【００４２】
第２冷却材配管４１，４２は、熱交換器３０とタービン発電機４０とを接続する。第２冷却材用配管４１は、熱交換器３０の側面上部から引き出されている。また、第２冷却材用配管４２は、熱交換器３０の側面下部に接続されており、不図示のインジェクターが設けられている。
【００４３】
放熱器５０は、非常時において原子炉１０に生じた熱を外部に放出するために設置される。発電システム１００の通常の運転時においては使用されない。放熱器５０は、地上に設置されており、多数の放熱板５１を備えている。
【００４４】
次に、発電システム１００の動作について説明する。
まず、炉心１の金属燃料が燃焼（核分裂）する。すると、金属燃料が発熱して炉心１の温度が上昇する。そして、炉心１の熱は第１冷却材４に伝えられる。高温となった第１冷却材４は、原子炉容器３０内部を上昇し、第１冷却材用配管２１を介して熱交換器３０に送られる。
【００４５】
熱交換器３０において、第１冷却材４の熱は、伝熱管３１を介して第２冷却材６に伝熱される。高温となった第１冷却材４は、第２冷却材配管４１を介してタービン発電機４０に流れ込んでガスタービン４０ａを駆動させる。これによりタービン発電機４０において電気が発生する。
【００４６】
発電システム１００の通常運転時には、第１冷却材用配管２１，２２中に設置された弁２３は開放される。そして、電磁ポンプＰが稼働することにより、第１冷却材４は、原子炉容器３、第１冷却材用配管２１、熱交換器３０、第１冷却材用配管２２、原子炉容器３の順で循環する。また、第２冷却材６は、熱交換器３０、第２冷却材用配管４１、タービン発電機４０、第２冷却材用配管４２、熱交換器３０の順で循環する。第２冷却材用配管４２の第２冷却材６は、インジェクターを介して熱交換器３０に流入される。また、通常運転時には、放熱器５０は使用されず、原子炉容器３と放熱器５０とを接続する配管中に設置された弁５２は閉じられる。
【００４７】
発電システム１００では、電力需要の増加によりタービン発電機４０の出力が増加すると、第１及び第２冷却材４，６を介して原子炉１０からタービン発電機４０に移動するエネルギー量が増加する。そのため、炉心１の温度が低下し、直径Ｄが１メートル以下の細身の炉心１では、密度の上昇が生じて炉心１における核反応が増加する。逆に、電力需要の減少によりタービン発電機４０の出力が減少すると、原子炉１０からタービン発電機４０に移動するエネルギー量が減少する。そのため、炉心１の温度が上昇し、直径Ｄが１メートル以下の細身の炉心１では、密度の低下が生じて炉心１における核反応が減少する。このように、発電システム１００は、タービン発電機４０における電力需要の増減に応じて、炉心１の核分裂反応が追従するという性質、すなわち負荷追従性を有する。そして、発電システム１００は、炉心１の核燃料として熱変化に伴う体積変化が迅速かつ大きい金属燃料が採用されるので、前述した負荷追従の応答速度が速くかつ顕著な効果を奏する構成となっている。
【００４８】
原子炉１０において事故が起きた場合などの非常時には、第１冷却材用配管２１，２２に設けられた弁２３が閉じられ、原子炉容器３と放熱器５０とを接続する配管中に設けられた弁５２が開放される。すると、第１冷却材４は原子炉容器３と放熱器５０とを循環し、これにより原子炉１０内部の熱は第１冷却材４及び放熱器５０を介して外部に放出されるので、炉心１の温度上昇が抑制される。
【００４９】
このように、発電システム１００では、原子炉１０の出力がタービン発電機４０における電力需要に応じて自動的に制御される。したがって、原子炉１０において電力需要に応じた出力の調整を行う必要がないため、原子炉１０の出力調整用の制御装置は不要となる。そのため、発電システム１００によれば、原子炉１０において、炉心１の核分裂反応の停止用及び出力調整用の装置の設置を省略して低コストで電力供給が可能となる。
【００５０】
以上、本発明の実施形態について説明したが、本発明は上述した説明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の変更が可能である。例えば、炉心１は、原子炉容器３内において長さ方向が垂直方向に対して傾斜して設置されてもよい。また、炉心１は、略円柱形状に限定されず、角柱形状などであってもよい。また、原子炉容器３内の炉心１は、１本に限定されず、互いに間隔を空けて複数本が配置されてもよい。このように原子炉容器３内に炉心１が複数本設置される場合、原子炉の出力数は炉心１の出力数に設置本数を乗じたものとなるので、この場合の原子炉によれば、安全性が確保されるとともに高出力を実現できる。また、炉心１（燃料ピン）は金属燃料を有する構成に限定されず、金属燃料に代えて酸化物燃料などを有してもよい。また、原子炉容器３は、円筒に代えて角筒を有する形状であってもよく、一枚壁の構造に代えて多重壁の構造が採用されてもよい。
【００５１】
また、本発明の原子炉１０に接続される発電設備については、タービン発電機４０に限定されず、原子炉１０において発生する熱に起因して生じたエネルギーを最終的に電気エネルギーに変換するものであればよい。また、タービン発電機４０におけるガスタービン４０ａの駆動は、第２冷却材６に代えて第１冷却材４により行ってもよく、この場合の発電システムは、第２冷却材６、熱交換器３０、及び第２冷却材配管４１，４２が設けられずに、冷却材配管２１，２２にタービン発電機４０が接続された構成としてもよい。
【符号の説明】
【００５２】
１…炉心
３…原子炉容器
１０…原子炉
４０…タービン発電機（発電設備）  
【図１】
2016156729.tif 000003
【図２】
2016156729.tif 000004