(57)【要約】【課題】可搬式原子炉について、核セキュリティ性および臨界安全性を向上させる。【解決手段】実施形態によれば、可搬式原子炉１００は、核分裂反応を生ずる炉心１０と、炉心１０を収納する原子炉容器２０と、中性子吸収材を収納し炉心１０での核分裂反応を制御する制御機構４０と、炉心１０で発生する熱を除去する冷却機構３０とを備える。炉心１０は、中性子を減速する減速材を含む固体状の減速材部１２と、核分裂性物質を含み、減速材部１２中に分散して収納された複数の燃料要素１１とを有する。複数の燃料要素１１は、減速材部１２によって相互の相対的な位置を維持するように機械的に保持されている。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
核分裂反応を生ずる炉心と、
前記炉心を収納する原子炉容器と、
中性子吸収材を有し前記炉心での核分裂反応を制御する制御機構と、
前記炉心で発生する熱を除去する冷却機構と、
を備え、
前記炉心は、
中性子を減速する減速材を含む固体状の減速材部と、
核分裂性物質を含み、前記減速材部中に分散して収納された複数の燃料要素と、
を有し、
前記複数の燃料要素は、前記減速材部によって機械的に支持されることによって相互の相対的な位置を維持している、
ことを特徴とする可搬式原子炉。
【請求項２】
前記減速材部の材料は、金属水素化物を含むことを特徴とする請求項１に記載の可搬式原子炉。
【請求項３】
前記原子炉容器内にはガス収納空間が形成され、前記ガス収納空間には、水素ガスが充填されていることを特徴とする請求項２に記載の可搬式原子炉。
【請求項４】
前記中性子吸収材は液体状であり、
前記制御機構は、
前記炉心内に配された挿入管と、
前記挿入管に接続されて前記中性子吸収材を収納する制御材リザーバと
を有することを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の可搬式原子炉。
【請求項５】
前記複数の燃料要素の少なくとも１つと前記減速材部との間に、断熱部材を有することを特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の可搬式原子炉。
【請求項６】
可搬式原子炉の原子炉容器内に収納される炉心であって、
中性子を減速する減速材を含む固体状の減速材部と、
核分裂性物質を含み、前記減速材部中に分散して収納された複数の燃料要素と、
を有し、
前記複数の燃料要素は、前記減速材部によって機械的に支持されることによって相互の相対的な位置を維持している、
ことを特徴とする炉心。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は、可搬式原子炉およびその炉心に関する。
【背景技術】
【０００２】
一般に、可搬式の分散電源として原子炉を用いる場合には、臨界安全性および核セキュリティ性が重要となる。ここで、臨界安全性とは、制御状態にある場合以外には臨界状態には至らない性質を有することを言う。また、核セキュリティ性とは、それを用いて兵器級の核燃料の製造をし難い性質を有することを言う。
【０００３】
また原子炉を可能な限り受動的に制御する事も必要となる。すなわち、原子炉の制御のために外的操作、あるいは動的な装置を可能な限り不要とするような自己制御性、固有の安全性を有することが望ましい。
【０００４】
可搬式の分散電源としての原子炉の適用先としては、主に宇宙空間や地球外の衛星・惑星表面での電源供給が考えられる。とりわけ、たとえば、太陽から遠い惑星の探査衛星のように、太陽光が微弱であるがある程度の動力源が必要な場合においては太陽パネルを使用することができず、原子炉を利用することが有効である。
【０００５】
従来の研究では、燃料として主に高濃縮ウランを用いた例が検討されているが、輸送時の事故により兵器級の核物質がテロリストの手に渡る、あるいは燃料が圧縮されることにより臨界事故が発生するなどの危険性がある。
【０００６】
この様な危険を避けるためには、たとえば、低濃縮ウラン、すなわちウラン２３５の濃縮度が２０％以下のウランを用いて炉心を設計する方法がある。この場合、ウラン濃縮度を下げることによる炉心重量の増大を抑制するために、減速材を用いる例が知られている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】米国特許出願公開第２０１６／００１２９２４号明細書
【特許文献２】特許第３１１３０２８号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
上述した可搬式原子炉の炉心においては、輸送時等において核物質が利用しやすい形でテロリストに奪われる危険性、あるいは事故時の核物質の変形により臨界事故が発生する危険性があることが課題であった。また、可搬式原子炉システムの熱効率の向上、重量の低減の観点からはできるだけ高い温度での運転が望ましいが、減速材中で減速能を高めている水素等の軽い元素を含む化合物が高温で解離しやすいことが課題であった。
【０００９】
本発明の実施形態は、上述した課題を解決するためになされたものであり、可搬式原子炉について、核セキュリティ性および臨界安全性を向上させることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
上述の目的を達成するため、本実施形態に係る可搬式原子炉は、核分裂反応を生ずる炉心と、前記炉心を収納する原子炉容器と、中性子吸収材を有し前記炉心での核分裂反応を制御する制御機構と、前記炉心で発生する熱を除去する冷却機構と、を備え、前記炉心は、中性子を減速する減速材を含む固体状の減速材部と、核分裂性物質を含み、前記減速材部中に分散して収納された複数の燃料要素と、を有し、前記複数の燃料要素は、前記減速材部によって機械的に支持されることによって相互の相対的な位置を維持している、ことを特徴とする。
【００１１】
また、本実施形態は、可搬式原子炉の原子炉容器内に収納される炉心であって、中性子を減速する減速材を含む固体状の減速材部と、核分裂性物質を含み、前記減速材部中に分散して収納された複数の燃料要素と、を有し、前記複数の燃料要素は、前記減速材部によって機械的に支持されることによって相互の相対的な位置を維持している、ことを特徴とする。
【発明の効果】
【００１２】
本発明の実施形態によれば、可搬式原子炉について、核セキュリティ性および臨界安全性を向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１３】
【図１】第１の実施形態に係る可搬式原子炉の構成を示す立断面図であり、図２のＩ−Ｉ矢視立断面図である。
【図２】第１の実施形態に係る可搬式原子炉の構成を示す図１のＩＩ−ＩＩ矢視横断面図である。
【図３】第１の実施形態に係る可搬式原子炉の炉心の燃料要素まわりの概念的構成を示す立断面図である。
【図４】第１の実施形態に係る可搬式原子炉の制御機構の概念的構成を示す立断面図である。
【図５】第２の実施形態に係る可搬式原子炉の炉心の構成を示す概念的斜視図である。
【図６】第３の実施形態に係る可搬式原子炉の炉心の構成を示す概念的斜視図である。
【図７】第４の実施形態に係る可搬式原子炉の炉心の燃料要素まわりの概念的構成を示す立断面図である。
【図８】第５の実施形態に係る可搬式原子炉の炉心の燃料要素まわりの概念的構成を示す立断面図である。
【図９】第６の実施形態に係る可搬式原子炉の炉心の燃料要素まわりの概念的構成を示す立断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１４】
以下、図面を参照して、本発明の実施形態に係る可搬式原子炉およびその炉心について説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。
【００１５】
［第１の実施形態］
図１は、第１の実施形態に係る可搬式原子炉の構成を示す立断面図であり、図２のＩ−Ｉ矢視立断面図である。また、図２は、図１のＩＩ−ＩＩ矢視横断面図である。可搬式原子炉１００は、炉心１０、原子炉容器２０、冷却機構３０、および制御機構４０を有する。
【００１６】
炉心１０は、複数の燃料要素１１、および減速材部１２を有する。炉心１０全体の形状は円柱状である。炉心１０の詳細については、後述する。原子炉容器２０は、炉心１０等を収納する密閉容器であり、後述するヒートパイプ３１および安全棒のガイド管４６が貫通する部分については、溶接等でシールされている。
【００１７】
冷却機構３０は、炉心１０で発生した熱を、原子炉容器２０の外部に移送する。冷却機構３０は、ヒートパイプ３１、放熱パネル３２および熱電変換部３５を有する。ヒートパイプ３１は、長手方向の一方の端部を含む加熱部３１ａと、他方の端部を含む冷却部３１ｂとを有する。加熱部３１ａは、炉心１０の内部に挿入されている。また、冷却部３１ｂは、原子炉容器２０の外側に延びている。冷却部３１ｂは、放熱パネル３２に接しており、冷却部３１ｂから放熱パネル３２に熱が移動しやすいように形成されている。放熱パネル３２は、長方形の板状で、冷却部３１ｂの長手方向に延びて、幅方向すなわち長手方向に垂直な方向に拡がっている。
【００１８】
ヒートパイプ３１には、原子炉容器２０の外側であって冷却部３１ｂの入口近傍の位置に、熱電変換部３５が取り付けられている。熱電変換部３５は、ヒートパイプ３１から熱を受けて電力に変換する。熱電変換部３５で発生した電力は、ケーブル３６を介して、計測制御部４５に送られる。計測制御部４５は、図示しないたとえば炉心１０の温度検出器、原子炉容器２０内の圧力検出器等の各計測器からの情報を送信すること、緊急時に炉心１０に挿入する安全棒（図示せず）を駆動すること等を行う。電力は、これら計測制御用、および安全棒の駆動用に用いられる。
【００１９】
炉心１０は、全体として円柱形状である。炉心１０は、円柱の中心軸から同軸の層状に径方向に構成要素が配されている。まず、中心には、ガイド管４６が配されている。ガイド管４６は、安全棒が炉心１０に挿入される場合の炉心１０におけるガイドとなる。
【００２０】
減速材部１２は、第１領域減速部材１２ａ、第２領域減速部材１２ｂ、第３領域減速部材１２ｃ、第４領域減速部材１２ｄを有する。
【００２１】
炉心１０の構成は、ガイド管４６を中心に、径方向の外側に向かって、第１領域減速部材１２ａ、燃料第１領域１１ａの燃料要素１１、第２領域減速部材１２ｂ、燃料第２領域１１ｂの燃料要素１１、第３領域減速部材１２ｃ、燃料第３領域１１ｃの燃料要素１１、第４領域減速部材１２ｄの順に層状に配されている。
【００２２】
第１領域減速部材１２ａ、第２領域減速部材１２ｂ、第３領域減速部材１２ｃ、第４領域減速部材１２ｄは、それぞれ、金属の水素化物であり、固体状である。水素化物としては、たとえば、水素化カルシウム（ＣａＨ２）あるいは水素化ジルコニウム（ＺｒＨ２）などを用いることができる。
【００２３】
各燃料要素１１は、これらの減速材部１２に機械的に支持されて、相対的な位置を維持している。仮に減速材部１２が破損すれば、自立能力のない各燃料要素１１は、炉心１０内に配された位置を維持できずに、ばらばらに分散することになる。
【００２４】
燃料第１領域１１ａ、燃料第２領域１１ｂ、燃料第３領域１１ｃのそれぞれは、複数の燃料要素１１が周方向に互いに隣接しながら配されて円環状の一つの層を形成している。具体的には、燃料第１領域１１ａには２つ、燃料第２領域１１ｂには４つ、燃料第３領域１１ｃには８つの燃料要素１１が配されている。なお、１つの層内の燃料要素１１の数については、これらの数に限定されない。
【００２５】
それぞれの燃料要素１１は、軸方向に延び、横断面形状は厚みのある円弧状をなしている。それぞれの燃料要素１１の配されている領域には、燃料要素１１に囲まれて、ヒートパイプ３１の加熱部３１ａが配されている。
【００２６】
燃料要素１１は、少なくともウラン、トリウムあるいは超ウラン元素等の核分裂性物質を含む。また、燃料要素１１の材料の形態は、たとえば金属であるが、これには限定されない。たとえば、酸化物、窒化物、あるいは炭化物等でもよい。燃料要素１１は、核分裂性物質の反応で生ずる核分裂生成物を封じ込めるために、周囲を覆う金属の被覆部（図示せず）を有する。
【００２７】
図３は、第１の実施形態に係る可搬式原子炉の炉心の燃料要素まわりの概念的構成を示す立断面図である。すなわち、燃料要素１１は、第１領域減速部材１２ａ、第２領域減速部材１２ｂ、第３領域減速部材１２ｃ、第４領域減速部材１２ｄのそれぞれの減速材部１２に囲まれている。燃料要素１１の中央には、ヒートパイプ３１の加熱部３１ａが設けられている。
【００２８】
図２では、ヒートパイプ３１の設置数は、１つの燃料要素１１に対して１つの場合を示しているが、これに限定されない。すなわち、１つの燃料要素１１に対して複数のヒートパイプ３１を設けてもよい。あるいは、冷却能力が確保されれば、これより少なくとも良い。
【００２９】
制御機構４０は炉心１０の反応度を制御する。制御機構４０は、挿入管４１、制御材リザーバ４２、およびこれらを接続する接続管４３を有する。挿入管４１、制御材リザーバ４２および接続管４３は、密閉空間を構成しており、たとえば、１０Ｂを含むホウ酸など液体状の制御材を内包している。
【００３０】
第４領域減速部材１２ｄの配されている領域には、２つの制御機構４０の制御材リザーバ４２が第４領域減速部材１２ｄに囲まれて設けられている。また、第２領域減速部材１２ｂが設けられている領域には、挿入管４１が第２領域減速部材１２ｂに囲まれて設けられている。
【００３１】
なお、制御材リザーバ４２は、減速材部１２内の領域に設けることに限定されない。たとえば、制御棒リザーバ４２の周囲に燃料領域を設ける、あるいは制御材リザーバ４２を燃料要素１１の内部に設置することでもよい。
【００３２】
原子炉容器２０内で、燃料要素１１および減速材部１２が設けられていない部分は、ガス収納空間２５となっている。ガス収納空間２５内には、水素ガスが充填されている。水素ガスの圧力は、炉心１０の運転温度の下での減速材部１２の材料である金属水素化物の水素圧力と同等以上の圧力とする。
【００３３】
図４は、制御機構の概念的構成を示す立断面図である。前述のように、挿入管４１が、減速材部１２が設けられている領域に配されている。挿入管４１は、図２に示すように、炉心１０内のインポータンスの高い領域、すなわち中性子吸収材４４の効果の大きな領域である径方向の中心に近い領域に設けられている。
【００３４】
一方、制御材リザーバ４２は、炉心１０の径方向の外側の領域に設けられている。制御材リザーバ４２には、液体状の中性子吸収材４４が収納されている。中性子吸収材４４は、接続管４３も満たし、挿入管４１の一部にまで充填されている。
【００３５】
以上のように構成されている本実施形態における可搬式原子炉１００およびその炉心１０の作用について、以下に説明する。
【００３６】
まず、可搬式原子炉１００の通常運転時には、可搬式原子炉１００の出力が増大すると、炉心１０の温度が上昇する。このため、制御材リザーバ４２内の中性子吸収材４４が熱膨張し、挿入管４１内を占有する中性子吸収材４４の割合が増加する。この結果、負の反応度が投入され、可搬式原子炉１００の出力を低下させる。このように、炉心１０は制御機構４０と相俟って、自律的な反応度制御性を有する。また、制御材リザーバ４２の周囲に燃料領域が有る場合は、制御材リザーバ４２の周囲の燃料領域でも中心側から漏れ出た中性子による核反応で発熱し、制御材リザーバ４２の周囲温度の上昇が速くなる。このため、一般に熱伝導性の低い金属水素化物を有する減速材部１２中に燃料要素１１が置かれている場合に比べて、炉心１０の温度上昇に対する負の反応度投入の応答性が高くなる。
【００３７】
また、金属の水素化物は、高温で水素が解離するという特性がある。しかしながら、可搬式原子炉１００の通常運転の範囲においては、ガス収納空間２５内の水素ガスの圧力が確保されている。このため、減速材部１２の主要材料である金属水素化物の解離が抑制される。このため、ガス収納空間２５を設けて水素ガスの圧力を確保することをしない場合に比べて、炉心１０の定格温度をより高い温度に設定することが可能となり、可搬式原子炉１００全体の熱効率の向上、あるいは出力の増大が可能となる。
【００３８】
一方、たとえば、地球上での可搬式原子炉１００の輸送時に、事故が発生して原子炉容器２０が破損した場合、炉心１０の減速材部１２が、大気や、水あるいは水蒸気に接触する。減速材部１２の金属水素化物は、これらと反応して分解する。この結果、燃料要素１１は、離散する方向となり、炉心１０の反応度が上昇することはない。
【００３９】
また、可搬式原子炉１００が船舶や航空機、あるいはロケットなどによって移送されている場合は、事故時には、減速材部１２の金属水素化物が周囲の環境との化学反応により分解される。このため、減速材部１２は、各燃料要素１１を保持する機能を喪失する。この結果、燃料要素１１はそれぞれ海中あるいは空中で散逸する。すなわち、テロリスト等が核兵器を製作するに必要な濃縮ウランを確保することが困難となる。
【００４０】
以上のように、炉心を構成する核燃料がまとまった形で存在する場合に比べて、核セキュリティ性を向上させることができる。
【００４１】
［第２の実施形態］
図５は、第２の実施形態に係る可搬式原子炉の炉心の構成を示す概念的斜視図である。本実施形態は、第１の実施形態の変形である。なお、図５においては、制御機構４０を省略している。
【００４２】
本実施形態においては、燃料要素１１が、それぞれ棒状燃料部１１ｐとなっている。それぞれの棒状燃料部１１ｐは、減速材部１２中に埋め込まれ、減速材部１２に機械的に支持されている。
【００４３】
このため、事故時に可搬式原子炉１００の温度が上昇し、減速材部１２が含んでいる金属水素化物が解離した場合には、減速材部１２による支持機能が喪失し、棒状燃料部１１ｐは、互いに離散することになる。
【００４４】
また、事故時に、減速材部１２が、原子炉容器２０の外部環境にさらされた場合にも、減速材部１２による支持機能が喪失し、棒状燃料部１１ｐは、互いに離散することになる。
【００４５】
以上のように、炉心を構成する核燃料がまとまった形で存在する場合に比べて、核セキュリティ性、臨界安全性をさらに向上させることができる。
【００４６】
［第３の実施形態］
図６は、第３の実施形態に係る可搬式原子炉の炉心の構成を示す概念的斜視図である。本実施形態は、第１の実施形態の変形である。なお、図６においても、制御機構４０を省略している。
【００４７】
本実施形態においては、燃料要素１１が、それぞれ粒状の粒状燃料部１１ｑとなっている。それぞれの粒状燃料部１１ｑは、減速材部１２中に埋め込まれ、減速材部１２に機械的に支持されている。
【００４８】
このため、事故時に可搬式原子炉１００の温度が上昇し、減速材部１２が含んでいる金属水素化物が解離した場合には、減速材部１２による支持機能が喪失し、粒状燃料部１１ｑは、互いに離散することになる。
【００４９】
また、事故時に、減速材部１２が、原子炉容器２０の外部環境にさらされた場合にも、減速材部１２による支持機能が喪失し、粒状燃料部１１ｑは、互いに離散することになる。燃料要素１１が粒状なので、さらに回収しにくくなっている。
【００５０】
以上のように、炉心を構成する核燃料がまとまった形で存在する場合に比べて、核セキュリティ性、臨界安全性をさらに向上させることができる。
【００５１】
［第４の実施形態］
図７は、第４の実施形態に係る可搬式原子炉の炉心の燃料要素まわりの概念的構成を示す立断面図である。本実施形態は、第１の実施形態の変形である。
【００５２】
本第４の実施形態においては、燃料要素１１と減速材部１２との間に、断熱部材１３が設けられている。断熱部材１３の材料としては、ロックウール系、あるいはグラスウール系等を用いることができる。
【００５３】
このように構成された本実施形態においては、減速材部１２の温度上昇を低く抑えられる。このため、燃料要素１１の温度を高くすることができ、可搬式原子炉１００の効率の向上、あるいは出力の増大が可能となる。
【００５４】
［第５の実施形態］
図８は、第５の実施形態に係る可搬式原子炉の炉心の燃料要素まわりの概念的構成を示す立断面図である。本実施形態は、第１の実施形態の変形である。
【００５５】
本第５の実施形態においては、ヒートパイプ３１の加熱部３１ａと燃料要素１１との間に、液体部１５が設けられている。液体部１５の材料としては、液体金属あるいは溶融塩を用いることができる。熱伝導性の上からは、特に液体金属が好ましい。
【００５６】
このように構成された本実施形態においては、ヒートパイプ３１の加熱部３１ａと燃料要素１１との間の熱伝達特性の向上を図ることができ、炉心の温度上昇の低減を図ることができる。また、液体部１５を設けない場合は、熱伝達特性の確保の観点から加熱部３１ａと燃料要素１１間のギャップを低減するための製作精度の確保が必要であるが、液体部１５を設けることにより、製作精度に関する要求が緩和される。
【００５７】
［第６の実施形態］
図９は、第６の実施形態に係る可搬式原子炉の炉心の燃料要素まわりの概念的構成を示す立断面図である。本実施形態は、第５の実施形態の変形である。
【００５８】
本第６の実施形態においては、燃料要素１１と液体部１５との区別を設けずに、混合部１６が設けられている。混合部１６は、複数の燃料要素１１の外側に液体が存在した状態である。
【００５９】
このように構成された本実施形態においては、燃料要素１１から加熱部３１ａへの熱の移動がさらに確実となり、熱伝達特性の向上を図ることができ、炉心の温度上昇の低減を図ることができる。
【００６０】
［その他の実施形態］
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。
【００６１】
たとえば、実施形態では、冷却機構３０がヒートパイプ方式の場合を例にとって示したが、これに限定されない。たとえば、熱交換器を用いることでもよい。
【００６２】
また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。さらに、これらの実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。
【符号の説明】
【００６３】
１０…炉心、1１…燃料要素、１１ａ…燃料第１領域、１１ｂ…燃料第２領域、１１ｃ…燃料第３領域、１１ｐ…棒状燃料部、１１ｑ…粒状燃料部、１２…減速材部、１２ａ…第１領域減速部材、１２ｂ…第２領域減速部材、１２ｃ…第３領域減速部材、１２ｄ…第４領域減速部材、１３…断熱部材、１５…液体部、１６…混合部、２０…原子炉容器、２５…ガス収納空間、３０…冷却機構、３１…ヒートパイプ、３１ａ…加熱部、３１ｂ…冷却部、３２…放熱パネル、３５…熱電変換部、３６…ケーブル、４０…制御機構、４１…挿入管、４２…制御材リザーバ、４３…接続管、４４…中性子吸収材、４５…計測制御部、４６…ガイド管、１００…可搬式原子炉
【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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