(57)【要約】  低温一次系ナトリウム流および加熱された一次系ナトリウム流を含む一次系ナトリウムを含む、炉心を含むことができる、小型モジュール原子炉プラントが提供される。加熱された一次系ナトリウム流は、１つまたは複数のＩＨＸに進入することができ、そこでは加熱された一次系ナトリウムが、少なくとも１つの中間ナトリウムループ内に流れる二次系ナトリウムと熱交換する。中間ナトリウムループは、熱交換器を介してエネルギー変換部分に熱を送ることができる、二次系ナトリウム流を含むことができる。エネルギー変換部分は、バイパス弁を含むことができる。バイパス弁は、本明細書で論じられる調節期間中に、タービンから外にエネルギー変換作動流体（Ｓ−ＣＯ２など）をバイパスすることができる。プラントは、熱電併給の熱を提供する能力と共に、受動的負荷追従の特徴を含んでいてもよい。【選択図】図１Ａ
2020512533.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心を含む、小型モジュール原子炉プラントであって、前記炉心が、
低温一次系ナトリウム流、および加熱された一次系ナトリウム流
を含む一次系ナトリウム部分を含み、
前記加熱された一次系ナトリウム流が、１つまたは複数の熱交換器に進入し、前記加熱された一次系ナトリウムが、少なくとも１つの中間ナトリウムループ内を流れる二次系ナトリウムと熱を交換する、小型モジュール原子炉プラント。
【請求項２】
前記中間ナトリウムループが、前記１つまたは複数の熱交換器を介して変換部分にエネルギーが与えられるように熱を輸送する二次系ナトリウム流を含む、請求項１に記載の小型モジュール原子炉。
【請求項３】
前記小型モジュール原子炉が、ブレイトンサイクルエネルギー変換部分の一部として動作するタービンをさらに含む、請求項１に記載の小型モジュール原子炉。
【請求項４】
前記ブレイトンサイクルエネルギー変換部分が、エネルギー変換流体に熱を提供するよう構成された高温復熱装置をさらに含む、請求項３に記載の小型モジュール原子炉。
【請求項５】
前記高温復熱装置が、前記エネルギー変換流体の温度を調節するようにさらに構成される、請求項４に記載の小型モジュール原子炉。
【請求項６】
前記エネルギー変換流体が、水蒸気または超臨界ＣＯ２からなる群から選択される、請求項５に記載の小型モジュール原子炉。
【請求項７】
低温復熱部分をさらに含む、請求項４に記載の小型モジュール原子炉。
【請求項８】
前記低温復熱部分が、低温復熱装置および圧縮機を含む、請求項７に記載の小型モジュール原子炉。
【請求項９】
前記エネルギー変換材料流の一部が、高流部分と低流部分とに分割される、請求項４に記載の小型モジュール原子炉。
【請求項１０】
前記低流部分が、前記エネルギー変換材料の流れの約３０％までを含み、前記高流部分が、前記エネルギー変換材料の流れの約７０％までを含む、請求項９に記載の小型モジュール原子炉。
【請求項１１】
前記高流部分が、廃熱交換器に送られる、請求項９に記載の小型モジュール原子炉。
【請求項１２】
前記廃熱交換器が、廃熱を処分する熱交換媒体を使用し、前記エネルギー変換流体を約３１℃の温度に冷却するようさらに構成される、請求項１１に記載の小型モジュール原子炉。
【請求項１３】
前記熱交換媒体が、廃熱サイクル内をさらに流れる、請求項１２に記載の小型モジュール原子炉。
【請求項１４】
前記廃熱サイクルが、前記熱交換媒体の流れをボトミングサイクルに向ける、請求項１２に記載の小型モジュール原子炉。
【請求項１５】
前記ボトミングサイクルが、熱エネルギーを熱電併給の用途に提供するよう構成される、請求項１４に記載の小型モジュール原子炉。
【請求項１６】
前記小型モジュール原子炉が、約２００ＭＷｅまでの電気を送出し、同時に約３００ＭＷｔまでの熱エネルギーをその廃熱流から送出するように構成される、請求項１４に記載の小型モジュール原子炉。
【請求項１７】
請求項１から１６のいずれか一項に記載の小型モジュール原子炉を使用する方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本開示は、負荷追従および熱電併給機能を備えた小型モジュール炉発電所、ならびにその使用方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
核エネルギーは、将来の世界的な配備に利用できる、電気生産のための無炭素排出源の１つである。顧客の要求は国ごとに異なる。発展途上国では（濃縮施設などの国産核燃料サイクルインフラが不十分である）、顧客は、手頃な初期費用でエネルギー安全保障を提供するプラントを求めている。代わりに工業国は、１９７０年代および８０年代に配備された軽水炉（ＬＷＲ）施設の差し迫った耐用寿命末期、ならびに石炭プラントの廃炉に直面している（炭素排出基準の引き締めに直面して）。既に整っている広域連系系統では、その供給構成において断続的に「再生可能」資源の寄与が増大しつつあるが、先進国の顧客は、低い均等化発電原価（ＬＣＯＥ）も実現する負荷追従機能を提供するのに無炭素排出プラントを求めている。
【０００３】
社会は、凡そ等しい割合にある２つの形態−電気および熱−で送出されたエネルギーを利用する。熱が熱機関内で電気に変換されるとき、１００％よりも著しく少ない変換が実現され−最良の変換器であっても、変換されていない（廃棄された）熱は全体の約半分になり、それを環境に有害ではない手法で処分しなければならない。この廃熱の温度が有用な範囲にある場合（即ち、周囲温度よりも十分高い）、それを環境内に捨てるのとは対照的に、生産用途に向けて現場から離れて熱を輸送するため、エネルギー変換器の熱廃棄設備での「ボトミングサイクル」によって収益を創出する用途に使用することができる。次いで発電所は、「熱電併給プラント」になる−社会的使用のために電気および熱の両方を送出する。
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
発電所からの熱供給の潜在能力は莫大ではあるが、いくつかの障壁により、原子力発電所は、これまでほとんど熱電併給のためには配備されてこなかった−
ｉ）  −廃熱は、有用な社会的用途を有するには、その周囲よりも高い温度が低過ぎる；
ｉｉ）  −熱電併給の使命は、電気の売上げ収益を低減させる可能性がある；
ｉｉｉ）  −ボトミングサイクルは、原子炉の安全性に対する姿勢に影響を及ぼし得る；
ｉｖ）  −放射能は、熱電併給設備の流体流に持ち込まれる可能性がある；
ｖ）  −熱の限られた輸送距離は、人口集中地域の非常に近くに据えられる原子炉を、使用許可の観点から許容可能にする必要があると考えられる；および
ｖｉ）  −熱電併給の適用は、電力生産を抑制しまたは複雑にする可能性がある。
【０００５】
これらの障壁は、技術、業務、および制度上の懸念を含むことがわかる。
断続的な太陽および風の資源は、将来の配電網供給に対する有意な一因になり、それと同時に化石燃料燃焼プラントは、それほど有意な一因にはならず、「負荷追従」動作モードを保有する小型モジュール炉（ＳＭＲ）クラスでの原子力発電所が求められている。負荷追従は、電力網の要求に基づいて発電所（この場合、原子力発電所）の出力電力を変えるプロセスを指すことができる。さらに、発展途上国では、電力網が局所的および／または小型であってもよく、ならびにＳＭＲプラントは、電力網への主要な供給源を構成し得る。この場合、需要の１日サイクルを負荷追従しなければならない。
【０００６】
従来技術の原子力発電所は、効率的に負荷追従するのに十分適しておらず、負荷追従させるよう奨励できなかったが、それは典型的には、化石燃料プラントとは異なって原子力プラント用の燃料コストが建築時に埋没し（サンクコスト）かつ変動費ではないために、主として原子力発電所は全出力で運転されるように設計され最適化されるからである。したがって負荷追従は、財務上の観点からコスト上妨げられてきた。また、従来技術の原子力発電所は、生成される熱機械的応力により、負荷追従動作の下で構造疲労負荷も受け易い。これらの欠点は、従来技術の発電所が、負荷変化後に定常状態に到達するのにしばしば長時間を要し、かつ出力効率も犠牲にする可能性があるという事実により悪化した。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
本明細書に開示されるＡＲＣ−２００  ＳＭＲ発電所の実施形態は、顧客の両方のカテゴリーの要求を満足させるために提示されてきた。これは非安全グレードのバランスオブプラント（ＢＯＰ）およびブレイトンサイクルエネルギー変換器を含み、廃熱用の任意の熱電併給適用例を提供するのにも適切となり得る、負荷追従の動作モードを独自に提供する。
【０００８】
本発明のさらなる理解を提供するために含まれ、さらに本明細書に組み込まれかつ本明細書の一部を構成する添付図面は、本発明の好ましい実施形態を示し、詳細な説明と一緒になって本発明の原理を説明する役割をする。
【図面の簡単な説明】
【０００９】
【図１Ａ】図１Ａは、エネルギー変換流れ図を示す。
【図１Ｂ】図１Ｂは、エネルギー変換流れ図を示す。
【図２】図２は、部分出力負荷マップを示す。
【発明を実施するための形態】
【００１０】
本発明の実施形態は、約１０年の全炉心燃料取替え間隔で最大約２００ＭＷｅに定格された小型モジュール炉（ＳＭＲ）発電所、及びそのようなシステムを使用するための方法を含み得る。実施形態は、超臨界ＣＯ２作動流体を使用してブレイトンサイクルエネルギー変換器を駆動させ得る、ナトリウム冷却型金属合金燃料高速スペクトル原子炉を含むことができる。プラントの実施形態は、顧客の両方のカテゴリーの要求を満たす特徴を含んでいてもよい。実施形態は、１０年、約１５年、または約２０年などの長期間にわたるエネルギー安全保障を、手頃な初期価格で提供することができ、それと同時に負荷追従機能を、競争的な均等化発電原価（ＬＣＯＥ）で提供することができる。負荷追従は、変動する出力需要によって決定された電力生産出力を調節することによって実現することができる。したがって本発明の実施形態は、競争的なＬＣＯＥで負荷追従機能を提供するという予期せぬ優れた結果をもたらし、これを１０年またはそれよりも長い、長期間にわたって行うことができる。
【００１１】
本明細書に開示される、ある特定の実施形態を、ＡＲＣ−２００と呼ぶことができ、エネルギー安全保障を提供し得る。このことは、例えば約２５ＫＷｔ／Ｋｇ燃料などの中程度の比出力で燃料を作動させることによって実現することができ、そのようにすることで、（全炉心）燃料取替え間隔を延ばすことができ、場合によってはベースロード運転を約１０年に延ばすことができ、この間隔は、１５年など、負荷追従運転のためにより長くすることができる。さらに、運転間隔中の内部増殖は、取出し時の燃料が、リサイクルされて再装荷された炉心を製作するために十分な核分裂性材料を含有するように、燃料のフィッサイル率（fissile content）を再生することができ−このことは、劣化ウランまたは天然ウランの補給を使用することによって実現することができ、即ち、初期炉心装荷後に濃縮作業を必要としなくてもよい。一部の実施形態では、そのような補給は、劣化ウランのみの補給を使用することによって実現することができる。ある特定の実施形態では、初期炉心装荷後に濃縮作業を必要としない。一部の実施形態では、５回の再装荷を長期間にわたって、例えば６０年のプラント寿命にわたって実施することができる。一部の実施形態では、燃料の組成は特に限定されず、参照によりそのそれぞれの全体が本明細書に組み込まれる米国特許第９，００８，２５９号ならびに米国特許出願公開第１４／６８０，７３２号および第１５／００３，３２９号に記載されたもののような形をとってもよい。
【００１２】
図１Ａに示されるように、ＡＲＣ−２００プラント１０１の、ある特定の実施形態は、炉心１０２を含むことができる。炉心１０２は、低温一次系ナトリウム流１０２ａおよび加熱一次系ナトリウム流１０２ｂを含む一次系ナトリウム部分を含むことができる、加熱一次系ナトリウム流１０２ｂは、１つまたは複数のＩＨＸ１０３に進入することができ、そこで加熱一次系ナトリウム１０２ｂは、少なくとも１つの中間ナトリウムループ１０４内を流れる二次系ナトリウムと熱交換する。中間ナトリウムループ１０４は、熱交換器１０６を介して熱をエネルギー変換部分１０８に輸送することができる二次系ナトリウム流１０４Ａを含むことができる。
【００１３】
エネルギー変換部分１０８は、バイパス弁１０７を含むことができる。バイパス弁１０７は、本明細書で論じられるような調節期間中にエネルギー変換作動流体（Ｓ−ＣＯ２など）がタービン１０５から離れるようにバイパスさせることができる。
【００１４】
プラント１０１の実施形態は、ブレイトンサイクルエネルギー変換部分の一部となることができるタービン１０５であって、その後に高温復熱装置１０９が続き、それが熱を提供することができかつ水蒸気またはＳ−ＣＯ２などのエネルギー変換流体の温度を調節するように構成することができる、タービン１０５を含んでいてもよい。プラント１０１は、低温復熱装置１１１および第２の圧縮機１１０を含む低温復熱部分１１２をさらに含んでいてもよい。低温復熱部分１１２および高温復熱装置１０９は、主圧縮機１１３および／または第２の圧縮機１１０と一緒になって互いに連動して動作して、エネルギー変換作動流体Ｓ−ＣＯ２の圧力および温度パラメーターを制御し最適化し、プラント１０１の変換効率を改善することができる。さらに、設備の高出力密度の態様は、本明細書で論じられるような負荷追従に関する時定数の著しく改善された措置を実現するという予期せぬ優れた結果をもたらすように、併せて動作することができる。
【００１５】
エネルギー変換材料流の部分は、高流部分１１２Ａと低流部分１１２Ｂとに分割することができる。低流部分１１２Ｂは、エネルギー変換材料の流れの最大約３０％を含むことができ、高流部分１１２Ａは、エネルギー変換材料の最大約７０％を含むことができる。
【００１６】
高流部分１１２Ａは、廃熱を処分するために水などの熱交換媒体１１８Ａを使用することができかつさらにエネルギー変換流体を約３１℃の温度に冷却することができる、廃熱交換器１１９に向けることができる。そのような廃熱交換媒体は特に限定されず、この選択肢は、当業者なら容易に考え出すことが可能である。熱交換媒体１１８Ａは、廃熱サイクル１１８内を流れることができ、例えば水が熱交換媒体として使用される場合には水蒸気として廃熱が放出され得る。一部の実施形態では、廃熱サイクル１１８は、熱交換媒体１１８Ａの流れを図１Ｂに示されるボトミングサイクルに送ってもよく、そこでは熱交換媒体１１８Ａのいくらかの廃熱を、熱電併給の用途に熱エネルギーを提供するためなど、本明細書に記述されるその他の目的で使用することができる。
【００１７】
プラント１０１は、沸騰する飽和アンモニア、または当業者なら即座に考え出すことが可能な、圧縮機に進入するときに作動流体の温度を安定化させるための−負荷追従運転中にプラントが操作されるときであってもその温度を所定温度に一定に保持するための、その他の工業材料を含んでいてもよい、ボイラードラム１１５を含んでいてもよい。水循環部分１１７は、アンモニアサイクル１１４内で凝縮機１１６を介して、アンモニア蒸気と相互に作用してもよい。アンモニアサイクルは、当業者なら即座に考え出すことが可能な手法で、アンモニア温度を制御するドラム加圧機１２０を含んでいてもよい。
【００１８】
エネルギー変換材料流は、ボイラードラム１１５と、熱により相互に作用して、エネルギー変換材料が主圧縮機１１３に進入する前にＳ−ＣＯ２作動流体エネルギー変換材料の温度を所定温度に維持してもよく、その後、エネルギー変換材料は、低温復熱装置１１１および／または高温復熱装置１０９内を流れ、次いでエネルギー変換部分１０８に戻ることができる。
【００１９】
本明細書に記述される実施形態は、本明細書に記述されるシステム、及びそのようなシステムを使用する方法を含むことができる。実施形態は、例えば電力を発生させ、熱電併給による熱を発生させ、電力を発生させ、負荷追従発電所を使用して電力を提供し、負荷追従して可変電力出力を提供し、かつ／またはこれらの組合せの目的で、そのようなシステムを使用する方法を含むこともできる。
【００２０】
ある特定の実施形態では、プラントは負荷追従モードで運転することができ、原子炉およびブレイトンサイクルは共に、プラントが断続的な供給元からのグリッドデマンドおよび／またはグリッドサプライの変化に応答するときに、部分負荷に対して頻繁な操作を受けてもよい。温度過渡は、プラントが新しい動作点のそれぞれに対して調節されるときに生ずるが、これらは、原子炉およびブレイトンサイクル設備で熱応力負荷を生成する可能性がある。選択された負荷追従戦略は、容器内構造要素の低サイクル疲労劣化が制限されるように、負荷追従誘発性温度過渡の振幅および時定数を制限するよう設計することができる。このように、本発明のある特定の実施形態は、負荷追従の結果として生じるシステム故障をもたらす可能性がある熱応力および機械的応力の大きさを制限するという、予期せぬ優れた結果を実現する。
【００２１】
エネルギー変換サイクルの廃熱除去設備は、変化する電力生産速度に比例して応答することもできる。電力の変化に直面したとき、廃熱除去設備は、ブレイトンサイクル主圧縮機入口温度を、全ての部分負荷でかつプラントが新しい動作状態のそれぞれに移行する過渡状態中に約３１℃とすることができるその参照値で、固定したまま維持することができる。
【００２２】
プラントの実施形態は、ベースロードで動作することができる。プラントの実施形態は、負荷追従動作モードで動作することができる。ある特定の実施形態は、ベースロードおよび負荷追従動作モードの両方が可能である。
【００２３】
ＡＲＣ−２００などの、本発明の、ある特定の実施形態は、最大２００ＭＷｅの電気を送出することができ、同時にその廃熱流から最大３００ＭＷｔの熱を、約５０℃〜１００℃、約８０℃〜１００℃、約９０℃、およびそれらの間の範囲の温度で送出することができる。廃熱流から供給された熱は、地域熱および水脱塩など、広く多様な任意の熱電併給の用途に適したものにすることができる。一部の実施形態では、熱は、オフサイトから本明細書に記述されるボトミングサイクルを通して第三者の顧客に輸送することができる。
【００２４】
システムのプラントの安全性の態様の実施形態は、熱電併給の使命に対する要求が生ずる人口集中地域近くに据えることが可能になる。このように本発明の実施形態は、熱の形をとることができる熱電併給エネルギーを提供することができるという結果をもたらす。プラントは、バランスオブプラント（ＢＯＰ）ゾーン全体およびそこに収容された全ての設備（例えば、限定するものではないがブレイトンサイクル設備、スイッチヤード、冷却水供給、熱排出設備、廃熱を熱電併給設備に送出する任意のボトミングサイクル）がいかなる原子力安全性機能も供給する必要なしに動作できるように、構成することができる。廃熱を使用する熱電併給の態様は、原子炉安全との因果関係がなく、工業（即ち、原子力ではない）規格に合わせて設計し、構築し、操作することができる。
【００２５】
ある特定の実施形態では、ブレイトンサイクル廃熱出力は、電気生産速度の変化に応答して変化し、したがって熱電併給の使命として利用可能な廃熱供給の大きさ（しかし一般には温度ではない）は、電気生産速度に比例して上昇し降下することができる。一部の実施形態では、廃熱供給は、電気生産速度に正比例してもよい。ベースロード運転では、熱の出力が、一度に何カ月などの長期間にわたって一定のままである場合、熱電併給プロセスは独立して、その熱需要における時間依存性を示すことができる。熱電併給プラントのブレイトンサイクル廃熱構成要素は、廃熱の供給と熱に対する熱電併給の需要との間で一時的な不一致を経験する可能性がある。例えば原子炉は、一定の電気出力を提供し、出力された熱電併給エネルギーも変化させるように運転することができる。一部の実施形態では、原子炉は、負荷追従電気出力を提供するように（即ち、可変出力を提供するように）、および一定の出力された熱電併給出力を提供するように、運転することができる。一部の実施形態では、原子炉の電気出力は、可変電気出力を提供する（即ち、可変出力を提供する）ことができ、出力された熱電併給エネルギーを変化させることもできる。有利には、ＡＲＣ−２００は、熱電併給システムの設定点を再調整するための時間を提供するように−ブレイトンサイクル圧縮機入口状態を安定化させる要件を損なうことなく、原子炉と熱電併給部分との間の一時的な不一致を緩衝することができる。実施形態は、１つの熱電併給部分を備えた１つの原子炉部分、１つの熱電併給部分を備えた複数の原子炉部分、複数の熱電併給部分を備えた複数の原子炉部分、または１つの原子炉部分を備えた複数の熱電併給部分を含むことができ、合計で約５００ＭＷｔまでの電力を送出してもよい。
【００２６】
ブレイトンサイクルからの廃熱は、３１℃〜約９０℃の温度範囲、およびそれらの間の範囲にわたって送出することができる。熱電併給部分に接続されたボトミングサイクル構成を含む実施形態は、凡そ９０℃よりも高いまたはこれに等しい熱をオフサイト熱電併給構成に送出することができるボトミングサイクル構成を含むことができ、ボトミングサイクル構成は、一部の実施形態で約９０℃よりも高く最高で約１００℃の熱を、オフサイト熱電併給の使命のために送出することができるヒートポンプを含む。
【００２７】
ＡＲＣ−２００発電所は、原子炉を収容する原子力島と、安全性に重要な土木構造物および補助システムを含むことができる。一部の実施形態では、ＡＲＣ−２００発電所は、ブレイトンサイクルエネルギー変換器、スイッチングヤード、ならびに冷却水処理システムおよび強制通風冷却塔を含む廃熱処分設備を含むことができる、物理的に隔離されたバランスオブプラント（ＢＯＰ）ゾーンに隣接することができる。
【００２８】
ＡＲ−２００プラントの原子炉構成要素（例えば、５００ＭＷｔ）は、１０年の全炉心燃料取替え間隔である、ナトリウム冷却型の金属合金燃料高速中性子スペクトル原子炉とすることができる。そのような原子炉を負荷追従モードで運転するとき、運転寿命は１０年よりも長くすることができる。
【００２９】
ある特定の実施形態では、ＢＯＰエネルギー変換器は、作動流体として超臨界ＣＯ２を使用する閉鎖型ブレイトンサイクルとすることができ、約２００ＭＷｅまでの電気、および約３００ｍＷｔまでの廃熱を約９０℃で全負荷のときに送出することができる。
【００３０】
ＢＯＰ設備は、原子炉から熱を受容することができ、その熱を、約２５０ＭＷｔにそれぞれ定格された少なくとも１つの強制循環中間ナトリウムループに通して送出することができる。一部の実施形態では、ＢＯＰ設備は、原子炉から熱を受容することができ、その熱を、合計でそれぞれ約５００ＭＷｔにすることができる、１つまたは複数の強制循環中間ナトリウムループに通して送出することができる。
【００３１】
いくつかのプラントは、受動的な安全性に関する特徴を含むことができ、高レベルの安全性および信頼性を実現することができる。
ＳＭＲプラントは、組立てのために現場に輸送される、工場製作された設備モジュールから建設することができる。一部の実施形態では、土木構造物のみが現場で建設される。本明細書に記述されるプラントは、少なくとも２０年の寿命、例えば６０年の寿命を有することができるが、当業者ならこの寿命は多数回の燃料再装荷によって延長できることが理解されよう。
【００３２】
本明細書に記述されるプラントの実施形態は、全出力からほぼゼロ出力まで降下した全範囲にわたって負荷追従することができ、その廃熱、例えばブレイトンサイクル排熱と共に熱電併給部分を任意に含むことができる。
【００３３】
本明細書に記述されるプラントの実施形態のＢＯＰ部分は、原子力安全性機能を発揮する必要がなく、ＢＯＰゾーンで生ずる設備の不具合またはオペレーターエラーによってプラントの原子力島の部分に損傷事故開始事象を差し挟むような、いかなる経路も持たなくてもよい。ＢＯＰ部分およびそこに収容された設備は、その建設および運転に関して非原子力安全性グレードとして分類することができる。
【００３４】
ある特定の原子炉は、核分裂性自己再生モードで運転することができ、この運転では、十分な核分裂性材料を、排出された炉心に存在させて、リサイクル後の置換えに燃料供給することができる。ある特定の実施形態は、劣化ウランの補給を必要とするだけでよく、初期装荷後の濃縮作業は必要としなくてもよい。
【００３５】
（Ｉ）  原子炉および原子力島
（Ａ）  原子炉の概観
ある特定の実施形態では、原子炉は、約５００ＭＷｔまでの熱価を有するナトリウム冷却型高速原子炉とすることができる。ステンレス鋼でクラッドされたピンに封入された、Ｕ１０Ｚｒ金属合金組成物の約２０％未満の濃縮ウラン燃料を使用することができる。本明細書に含有される本発明の実施形態で利用することができる、ある特定の燃料組成物は、参照によりその全体が本明細書に組み込まれる米国特許出願第１３／００４，９７４号に開示されている。一部の実施形態では、燃料ピンは、１０．１、１３．１、および１７．２濃縮の３つの放射状の濃縮ゾーンで炉心内に配置構成された六角形のステンレス鋼ダクト内に、クラスター化することができる（アセンブリ当たり１２７個のピン）。
【００３６】
実施形態では、２０トンの燃料負荷が中程度の比出力（約２５Ｋｗｔ／Ｋｇ燃料）で運転され、１０年の全出力運転（ＣＦ＝０．９で）後に８０ＭＷｔ・日／Ｋｇ燃料の平均排出燃焼度に到達する。全出力未満での運転、例えば低減されたまたは負荷追従モードでの運転は、同じ排出燃料燃焼度に到達するように燃料寿命を延ばす。内部増殖は、燃料のフィッサイル率をほぼ一定に維持することができ、燃焼反応度の変動をゼロ近くに維持することができる。排出炉心は、リサイクルして再装荷された炉心を製作するために十分な核分裂性塊を含むことができ−劣化ウランまたは天然ウランの補給のみ必要とする（即ち、初期燃料装荷後に濃縮作業を必要としなくてもよいことを意味する）。
【００３７】
ナトリウム冷却システムは、炉心および全ての主要なナトリウムの残留量および熱輸送設備を一次容器内部に収容することができる、「プールプラントレイアウト」構成において周囲圧力で運転することができる。一次容器は、約５．０８ｃｍ（２インチ）の厚さにすることができるステンレス鋼などであるがこれらに限定することのない、当業者が確認することが可能な何らかの材料にすることができる。一部の実施形態では、炉心出口温度を、約５００℃〜約５１０℃、約５０５℃〜約５１５℃、約５１０℃、およびこれらの間の範囲にすることができる。ある特定の実施形態は、凡そ最大で４個またはそれよりも多くの電磁（ＥＭ）または機械式ポンプにより駆動された強制循環によって運転することができる、一次冷却材回路を含んでいてもよい。停止減衰熱レベルで、一次系ナトリウム冷却回路は、自然循環により駆動することができる（即ち、電力源に信頼を置かなくてもよいことを意味する）。
【００３８】
一部の実施形態では、熱は、一次系ナトリウムから複数の強制循環中間ナトリウムループへと伝達することができ、例えば、一次系ナトリウムから二次系ナトリウムへの管を通して、かつ原子炉容器内に在ってもよいシェル熱交換器（ＩＨＸ）のそれぞれへと、伝達されることができる。ある特定の実施形態では、二次系ナトリウムは、非放射性のままである。一部の実施形態は、少なくとも１つの格納バウンダリと交差することができ、かつ原子力島の地震応答変位ギャップを架橋することができ、かつ熱を送出して本明細書に記述されるプラントのＢＯＰ部分の実施形態でブレイトンサイクルを駆動させることができる、中間配管ループを含んでいてもよい。熱は、プラントのＢＯＰ部分に含まれる、ナトリウムとＳ−ＣＯ２との「プリント回路」型熱交換器（本明細書において場合によっては、ＨＸまたはＩＨＸと呼んでもよく、一般に、熱交換器に言及する場合、これらはＨＸまたはＩＨＸと略すことができる）に伝達することができる。
【００３９】
冗長な受動的自然循環直接炉心冷却システム（ＤＲＡＣＳ）回路は、崩壊熱除去のため、一次容器に浸漬することができる。そのような回路はいつも動作することができ、一次容器から、ＮａＫ空気間熱交換器または原子炉構築物外の開放雰囲気中に据えることができる同様のものまで延ばすことができる、ＮａＫ自然循環ループを使用して、熱をナトリウム／カリウム（ＮａＫ）共晶冷却材などの媒体に輸送する。
【００４０】
ある特定の実施形態は、ナトリウム冷却材プールの上方にＡｒ雰囲気を維持することができる、容器を密閉することができる上面デッキを含んでいてもよい。デッキは、ＩＨＸ、一次ポンプ、ＤＲＡＣＳ  ＨＸ、制御棒駆動機構およびドライブライン、ならびに制御棒ドライブラインおよび熱電対リードを安定化させ案内するのに使用される容器内上方内部構造を支持してもよい。デッキは、パンタグラフ容器内燃料アセンブリ取替え機を、支持し位置決めすることができる回転遮蔽プラグを含んでいてもよい。デッキは、燃料取替え操作中にその内部を通して燃料アセンブリを容器からキャスク内に除去することができる、ポートを提供することができる。
【００４１】
（Ｂ）炉心
原子炉の炉心を含む燃料は、参照によりその全体が本明細書に組み込まれる米国特許出願第１３／００４，９７４号に論じられるように、燃料アセンブリと呼ばれる六角形のダクトに閉じ込められた円筒状被覆燃料ピンのクラスターに配置構成することができる。一部の実施形態では、炉心は、９２個の燃料アセンブリ、６個の制御アセンブリ、および２個の安全性棒アセンブリで構成することができる。必要とされる全装荷を考慮すると、ピンは異なる直径のものであってもよく、ダクト化アセンブリは異なる数のピンを含有していてもよい。ある特定の実施形態では、全炉心燃料取替え中の休止時間を最小限に抑えるために、約６個の制御アセンブリを含んでいてもよい９２個の燃料アセンブリを、約１４個の７アセンブリクラスターにグループ分けすることができる。そのような構成は、燃料取替え移送の数を、全炉心燃料取替えが行われる場合に約９８から１４に有利に低減させることができる。炉心アセンブリは、１列の反射体アセンブリで取り囲むことができ、反射体アセンブリは、１列のホウ素装荷またはその他の中性子吸収剤量遮蔽アセンブリで取り囲むことができる。
【００４２】
遮蔽アセンブリは、六角形の、均一な寸法のものにすることができ、ダクト化されて、それぞれ約１２７個の燃料ピンを保持することができる。アセンブリは、その全てが濃縮された燃料ピンを含むことができるが、異なるアセンブリは異なる濃縮物を有することができる。燃料は、低膨潤フェライト鋼にクラッド化することができ、各ピンは、約６０ｃｍ低い遮蔽セグメント、約１００ｃｍ〜約１５０ｃｍの燃料セグメント、および燃料の高さの約１．５倍の上部核分裂ガスプレナムセグメントで構成することができる。
【００４３】
１個または複数の制御アセンブリと共に多数のバンクを存在させることができる。一部の実施形態では、それぞれ３つの制御アセンブリの２つのバンクがある。いくつかのアセンブリは、燃料アセンブリダクトと同じ寸法を有する外側ダクトを含むことができ、中性子吸着ピンを保持する内側可動性ダクトを含んでいてもよく、このダクトは天然ホウ素またはいくつかのその他の中性子吸収材料を含むことができる。多数の安全性棒アセンブリを含む実施形態は、同一のデザインを備えた安全性棒アセンブリを有することができる。
【００４４】
一部の実施形態では、１０年またはそれよりも長い全炉心燃料取替え間隔を実現するために、燃料は、約２５ＫＷｔ／Ｋｇ燃料の炉心平均比出力で運転することができ、燃料約２０トンの全炉心装荷を含むことができる。燃料装荷は、例えば、０．９設備利用率で１０年の全出力年数を経た後、約８０ＭＷｔ・日／Ｋｇ燃料の平均取出し燃焼度に達することができる。
【００４５】
燃料アセンブリにおける内部増殖は、それらのフィッサイル率を、寿命全体を通してほぼ一定に維持することができる。燃焼反応度損失は、本質的にゼロになり得る。制御棒は、停止状態から全出力まで上昇させるために引き出すことができ；しかしその後、１年に僅か２〜３回など稀に、バンク状態にし、移動させて、原子炉の寿命全体を通して原子炉停止を行うために年に数回、燃料燃焼度以上に補償することができる。
【００４６】
（Ｃ）容器および内部構造
ある特定の実施形態では、容器は、直径約６０９ｃｍ〜約７６２ｃｍ（約２０フィート〜約２５フィート）、約７０１ｃｍ〜約７６２ｃｍ（約２３フィート〜約２５フィート）、約７０１ｃｍ〜約８２２ｃｍ（約２３フィート〜約２７フィート）、および高さ約１５２４ｃｍ〜約１６７６ｃｍ（約５０フィート〜約５５フィート）にすることができ、溶接されたステンレス鋼板で構成することができる。
【００４７】
容器は、炉心および炉心支持構造物、永久遮蔽材、全一次系Ｎａ冷却材、一次システムポンプおよび熱輸送設備、上方内部構造（本明細書に記述され参照されるように）、および／または一次系ナトリウム残留量を、炉心から出て行く一次系ナトリウムの高温プールと、ＩＨＸから出て行く一次系ナトリウムの低温プールとに仕切ることができるレダン構造を、収容することができる。
【００４８】
ある特定の実施形態は、炉心の半径方向外周部を限定することができる内部炉心支持枠リングを備えた炉心バレルを含むことができ、下部冷却材プレナムを含むこともできる、炉心支持構造物を含む。プレナムは、ポンプからの一次系ナトリウムの流入を受容し、その流れを燃料、反射体、および遮蔽アセンブリであって、炉心の底部に存在することができる燃料アセンブリを閉じ込める上部格子板を含むことができるものに、分配することができる。中央アセンブリ部分は、楔を保持してもよく、その下方運動が、アセンブリの最外列の上部を外向きに押し、炉心支持枠リングに対して炉心をクランプ留めすることができ、これらは、参照によりその全体が本明細書に組み込まれる米国特許出願第１４／２９１，８９０号に例示され記述されている。この楔は、例えば駆動ロッドを使用してデッキから駆動することができ、燃料取替え操作のために炉心のクランプ留めを解除することが可能である。永久遮蔽材は、ＩＨＸを通過するときに二次系ナトリウムを遮蔽するように、炉心バレルの外周に沿って配置することができる。二次系ナトリウムは非放射性のままにすることができる。
【００４９】
（Ｄ）一次冷却材流経路
実施形態は、１つまたは複数の一次ポンプを含むことができる。一部の実施形態は、１つのポンプ、２つのポンプ、３つのポンプ、４つのポンプ、またはそれよりも多くを含む。一次ポンプは、それらの吸引をナトリウム低温プールから得ることができ、一次系ナトリウムを、配管を通して冷却材入口プレナムに送出するのに使用することができる。プールプラントレイアウトの実施形態を有する実施形態では、これら全ての態様を容器の内部にすることができる。ループプラントレイアウトの実施形態を有する実施形態では、これらの全てまたは一部の態様を容器の外側にすることができる。
【００５０】
一部の実施形態は、磁極片を含んでいてもよい。磁極片は、燃料、反射体、遮蔽材、および制御アセンブリでの底部装着型にすることができる。磁極片は、燃料アセンブリの底部に据えてもよく、格子板を通して穴を貫通することにより、入口冷却材流を入口冷却材プレナムから受容することができる。磁極片は、各アセンブリの冷却材流量を調節するのに使用することができるオリフィス板を収容してもよい。オリフィス板を含む実施形態は、電力のアセンブリごとのばらつきを説明するのに使用されてもよく、各アセンブリのオリフィスは、炉心から高温ナトリウムプールに出て行く冷却材温度においてより均一な半径方向の分布を生成するように、寸法を決めることができる。当業者なら、炉心から出て行く冷却材温度に均一な半径方向の分布を生成する能力を実現するのに、そのようなオリフィスの寸法をどのように決めるのか、容易に理解できるであろう。
【００５１】
ナトリウムは、それが炉心を通過するときに加熱することができ、さらに高温プールに排出されてもよく、そこで混合され、温度を均質化することができる。高温プールから、ナトリウムはＩＨＸのシェル側に進入してもよく、そこで熱を二次系ナトリウムに伝達することによって冷却することができる。次いでナトリウムは、低温プール内に排出されてもよい。一部の実施形態では、このようにして一次系ナトリウム回路が完成する。
【００５２】
停止条件下、一次冷却材流を、自然循環駆動させることができる。炉心内を通過し冷却した後、高温ナトリウムが高温プールに進入し、ＩＨＸのシェル側を通過し（いかなる熱除去も必要とせずに）、低温プールに進入してもよく、そこではＤＲＡＣＳ  ＨＸなどの熱交換器に進入し、冷却し、低温プールに戻ることもできる。低温プールから、何れかの非アクティブなＥＭまたは機械式ポンプ内を流れ、冷却材入口プレナムに流入することができる。そこから、ナトリウムは炉心を通過することができ−停止状態ナトリウム回路が完成される。
【００５３】
（Ｅ）原子炉格納容器
原子炉容器は、保護容器内に据えることができる。保護容器は、原子炉格納容器の下方部分として働くことができ、さらに、一次容器として漏れが生じた場合には、一次系ナトリウムを捕獲することができる。容器間の環状間隔は、炉心から、ナトリウムで満たされたＤＲＡＣ取入れ口などの冷却システムまでの熱輸送経路を保持するように、設計することができる。これは、一次容器漏洩の場合であっても、崩壊熱除去の能力を維持するのに使用することができる。さらに、保護容器外面の連続自然通風冷却は、崩壊熱除去のための様々なバックアップ手段（反応容器空冷システム（ＲＶＡＣＳ）など）を提供することができる。
【００５４】
原子炉格納容器の最上部分は、反応容器上の最上デッキに設置された金属ドームとすることができるドームなどの、カバーによって提供することができる。カバーは、所定位置のままにすることができるが、燃料取替え操作中（例えば、６０年のプラント寿命を通して５回）に除去できるように構成することができる。一部の実施形態における格納容器の最上部分は、伝統的な鋼製ライナー付きコンクリート原子炉構築物にすることができる。原子炉格納容器の底部および最上部は、密閉された漏洩防止原子炉格納容器構造内に位置決めすることができる一次システムを完全に閉じ込めることができる。
【００５５】
プールプラントレイアウトを有する実施形態では、一次システム境界を通る全ての貫通は、最上デッキを通ることができる。そのような実施形態では、一次系ナトリウム自由表面の下の容器および保護容器の壁を通る貫通はない。ＩＨＸおよびポンプ支持体は、密閉されたポートを通してデッキを貫通することができる。配管のループはデッキを貫通することができる。例えば、小口径配管などの配管の２つのループがデッキを貫通する。２本の管がデッキを貫通する実施形態では、２本の管は、一方がナトリウム清浄化システムへの側流用にすることができ、かつ第２の管の回路がＡｒ被覆清浄化システムへのものになるように、構成することができる。中間ループナトリウム配管は、デッキ、および当業者に理解され得るその他の部分を貫通することができる。一部の実施形態では、中間ループナトリウム配管は、原子炉格納容器と交差して、熱をＢＯＰまで輸送することができる。
【００５６】
（Ｆ）  土木構造物
容器および保護容器は、格外サイロに収容することができ、そのようなサイロを地表レベルよりも下の部分で位置決めできることを意味する。容器および保護容器は、最上部で支持することができ、それらをサイロ内の最上フランジから吊るすことができる。
【００５７】
安全性に重要な全ての補助システムと一緒に容器構造を含むことができる一次システム容器は、例えば壁の厚いコンクリート原子炉収容構築物に収容されかつその構築物によって外的危険から保護することができる。
【００５８】
一部の実施形態では、全原子力島（サイロ、原子炉、原子炉格納容器構造、および／または原子炉構築物の一部または複数を含んでいてもよい）は、水平免震基盤上に位置決めすることができる。免震装置は、基盤を支持することができ、設備および構造に対する地震負荷を改善するように構成することができる。さらに、部位特異的地動加速度を部位非依存的基礎加速度に変換することにより、免震装置は、原子炉、ならびに何れかおよび全ての部位で使用するための設備モジュール設計を、標準化することができる。
【００５９】
（ＶＩ）  Ｓ−ＣＯ２ブレイトンサイクルおよびＢＯＰ
ＡＲＣ−２００エネルギー変換器の実施形態は、作動流体として超臨界ＣＯ２を使用する閉鎖ループブレイトンサイクルを含むことができる。ＡＲＣ−２００の実施形態は、１つまたは複数の中間ナトリウムループを通した原子炉からの熱入力を受容することができ、廃熱を、冷却水回路などの冷却回路を通して強制通風冷却塔へと処分することができる。タービン入口条件は、約２０ＭＰａの圧力で約４７０℃〜５０５℃（およびそれらの間の範囲）の範囲内にすることができ、主圧縮機入口条件は、３１℃のすぐ上および７．４ＭＰａに存在させることができる。タービンは、１つまたは複数の圧縮機（好ましくは、一部の実施形態では２つの圧縮機）を駆動させることができ、一部の実施形態では、２つの圧縮機および発電機を駆動させることができ、約４０％、または約３８から約４４％の範囲内（およびそれらの間の範囲）の熱から電気への変換比が実現される。本明細書に開示されるブレイトンサイクルの実施形態は、水蒸気／ナトリウム爆発がＳＧチューブ漏れにより生じる場合、漸増的な安全上の問題が導入される可能性のある水蒸気発生機（ＳＧ）の使用を回避するように構成することができる。
【００６０】
図１Ｂは、閉鎖サイクルレイアウトの実施形態を示す。この実施形態は高度に復熱させることができ−復熱を、例えば、臨界点付近でのＣＯ２特性の強力な温度および圧力依存性を説明するよう構成することができる２つのセグメントに分離する。タービン排気から、Ｓ−ＣＯ２は高温復熱装置の冷却側を最初に通過し、次いで低温復熱装置の冷却側を通過してもよく、そこでＳ−ＣＯ２は約９０℃、または約８０℃〜約１１０℃の範囲、約８０℃〜約１００℃、約８５℃〜約９５℃の範囲、およびそれらの間の範囲で出現する。次いで流れは、高流部分および低流部分に分割することができる。高流部分は、流れの約７１％、または流れの約６６％〜約７６％、流れの約７０％〜約７５％、およびそれらの間の範囲を含むことができる。高流部分は、サイクル廃熱を抽出することができる、Ｓ−ＣＯ２と水とのＨＸなどの熱交換器を通過することができ−その水流は強制通風冷却塔などの冷却システムに運ぶことができる。次いで高流部分は、約±１／２度変動し得る、約３１℃で主圧縮機に進入してもよい。一部の実施形態では、高流部分は、高い変換効率の利益を得るために、例えば圧縮作用を２０Ｍｐａまで低減させることができる３１℃の温度に対応した温度で進入することができる。そこから、高流部分は低温復熱装置の加熱側を通過してもよい。
【００６１】
低流部分は、一部の実施形態において主圧縮機よりも小さくすることができる第２の圧縮機の取入れ口に流れることができる。一部の実施形態では、低流部分は、流れの約２９％を含むことができ、第２の圧縮機の取入れ口に流れることができ、約２０Ｍｐａの圧力に圧縮することができる。高流部分および低流部分は、再度合流して、再合流の流れになることができる。再合流の流れは、高温復熱装置の加熱側を通過することができ、そこでは再合流の流れを、約３２４℃の原子炉入口冷却材温度に加熱することができる。再合流の流れは、タービン入口でＳ−ＣＯ２を約４６５℃〜約５０５℃、約４７０℃〜約５０５℃、約４７０℃〜約４７５℃、約４７２℃（およびそれらの間の範囲）の温度にしかつ約１９．９ＭＰａにするように構成することができる原子炉から熱を送出することができる、二次系ＮａループからＳ−ＣＯ２へのＨＸに流れてもよい。タービンは、再合流を、約７．７ＭＰａの圧力近くまで膨張させることができ、それが回路を完成し得る。
【００６２】
本明細書のＳ−ＣＯ２ブレイトンサイクルに利用される熱交換器および復熱装置は、非常に高い出力密度で、例えばチューブおよびシェル型交換器の場合の１５倍程度に高い出力密度で動作し得る「プリント回路」型の熱交換器にすることができる。製作されたモノリスは、必要とされる規模が実現されるようにクラスター化することができる。
【００６３】
ブレイトンサイクルは、その熱を原子炉から受容することができ、熱を、約２５０ＭＷｔにまたは合計で約５００ＭＷｔになる対応値にそれぞれ定格された１つまたは複数の中間Ｎａループを介して輸送することができる。各中間ループは、１つまたは複数の容器内一次系ナトリウム−中間Ｎａチューブ及びシェル型熱交換器を含むことができ、これはループ配管、ナトリウムポンプ、および／またはナトリウムダンプタンクを含むことができるものである。熱は、ＮａからＳ−ＣＯ２へのプリント回路熱交換器を通して１つまたは複数のＳ−ＣＯ２に伝達されてもよい。一部の実施形態では、ＢＯＰ設備は、原子炉および原子力島と共に免震基盤上に配置されなくてもよい。一部の実施形態では、中間ループ配管は、原子力島を取り囲むことができる地震応答変位ギャップに架かる設備を含んでいてもよい。
【００６４】
ＡＲＣ−２００の実施形態は、本明細書で記述されるように逸脱してもよい、約９０℃から約３１℃にまで下がる温度範囲で送出することができる廃熱により、熱電併給ボトミングサイクルに順応するという優れた結果をもたらし得る。ブレイトンサイクル廃熱の高温は、温水地域暖房、冷水地域冷房、汽水域または海水の多重効用蒸留のような使命、および数多くのその多の適用例に役立てることができる温度範囲を可能にすることができる。
【００６５】
ブレイトンサイクルエネルギー変換は、その他のタイプのエネルギー変換、例えばランキンエネルギー変換の代わりにすることができるが、熱電併給態様を含む実施形態は、本明細書に記述される廃熱サイクル、ボトミングサイクル、負荷追従、および／または熱電併給態様に有用な温度を得るためのタービン水蒸気抽出を含んでいてもよい。当業者なら、エネルギー変換のタイプを、本明細書に記述される実施形態の何れかにどのように適用および／または置換するのか容易に考え出すことができるであろうし、本明細書のブレイトンサイクルへの言及がランキンサイクルを指してもよく、かつその逆も同様であることが容易に理解されよう。これらの用語の意味は、それらが本明細書で使用される文脈に基づいて、当業者に即座に明らかにされよう。
【００６６】
（ＶＩＩ）  原子力安全態勢
一部の実施形態では、ＡＲＣ−２００を原子力島に位置決めすることができ、本明細書に記述される態様の全てまたは一部は、そこに収容することができかつ単一故障基準および深度防護の原理に従って設計することができる。
【００６７】
冷却材流出事故は、本明細書に記述される実施形態により防止することができる。周囲圧力一次系ナトリウムシステムはその全体が、炉心ＩＨＸ入口を保持するようにサイズが決められたバックアップ保護容器、および／または容器が漏洩を引き起こしてもカバーされているＤＲＡＣＳ熱交換器を含むことができる、「プールプラントレイアウト」の容器に格納される。
【００６８】
崩壊熱除去は、周囲空気への多様で冗長な（ＤＲＡＣＳおよびＲＶＡＣＳ）受動的熱輸送経路の使用によって、確実にすることができる。受動的熱輸送経路は、全てのまたは所定の長さの時間で動作するように構成することができる。冗長なＤＲＡＣＳに加えて多様なＲＶＡＣＳを含む一部の実施形態では、電力供給を必要としなくてもよく（オンサイトでもオフサイトでも）、弁の再調整も貯蔵された冷却材の残留分の使用も必要としなくともよい。
【００６９】
燃料は、多層の格納容器に格納することができ、例えば二重にまたは三重に格納することができる。燃料の一部の実施形態は、そのクラッディングにより、一次容器により（クラッディングが故障の場合）、および格納容器により（クラッディングおよび容器が共に故障の場合）格納されてもよい。
【００７０】
全炉心事故初発因子では、冗長で多様な安全性スクラムシステムが、設計基準事故に対する防御の最前線を提供することができる。熱／構造的反応度フィードバックに基づく第二防衛ラインは、バックアップ安全性システムを提供することができる。受動的応答は、全てのスクラムなしの予想遷移（ＡＴＷＳ）の初発因子に安全な範囲内で、燃料および冷却材温度を維持することができる。受動的応答は、防衛スクラムシステムの最前線が機能不全になった場合でも、炉心損傷を防止するように構成することができる。
【００７１】
受動的応答の原因である固有の反応度フィードバックの値は、燃焼および経年劣化の影響が安全性能を低下させなかったことを確実にするために、その場で測定することができる。炉心クランピングシステムは、何らかのフィードバックパラメーターを調整する方法を提供することができ、燃料アセンブリの曲がりからの異常反応性の影響を回避するように構成することができる。
【００７２】
冷却材（例えば、一次系ナトリウム）および燃料は化学的に適合性があるので、クラッディングブリーチを超えた運転をもたらすクラッド溶接不全などの局所欠陥は、伝播して流れの閉塞をもたらさず、安全性の課題を提示しないと考えられる。ある特定の実施形態は、一次系ナトリウム流を濾過して、弛緩部分による局所妨害を防止するように構成された、ストレーナーを含む磁極片を含むことができる。
【００７３】
原子炉容器および下部格納容器は、サイロ内に据えることができ、全てのシステムは、本明細書に記述されるシステムを、自然災害などの外的危険から保護することができる堅牢な建築物内に収容することができる。
【００７４】
本システムの実施形態をモデル化し、確率論的リスク評価（ＰＲＡ）は、何らかの炉心損傷を被るプラントの確率が、年に約１０−６未満にあることを示唆する。
炉心損傷を引き起こす、想定された仮想炉心崩壊事故シナリオ（ＨＣＤＡ）は、超即発臨界電力逸走および／または蒸気爆発であって一次容器を破壊させ格納を難しくする可能性があるものを回避することができる。想定ＨＣＤＡ事象の最終状態は、崩壊した燃料の未臨界自然循環冷却可能デブリ床を格納する無傷の容器を含むことができるが、おそらくは貴ガス核分裂生成物以外の放射能の最小容器外放出をもたらし得る。ヨウ素およびセシウムは、燃料および冷却材によって化学的に捕獲することができ、容器内に残すことができる。
【００７５】
ＰＲＡは、公衆または環境損傷に対するオフサイト線量を生成する炉心崩壊の確率が、年当たり約１０−８未満にあることを、確認することになる。
本明細書に記述されるＡＲＣ−２００安全性態様は、公衆または環境への損傷に対するオフサイト線量に関する極めて低い確率を確実にすることができ、発電所を、人口集中地域近くに位置付けられた工業団地に隣接して据えることが可能になると、予測することができる。そのような位置決めは、本明細書に記述される熱電併給プロセスが可能になるという、新規で優れた結果を可能にする。
【００７６】
（ＶＩＩＩ）  非原子力安全性グレードのバランスオブプラント
一部の実施形態では、プラント用地は、原子力島ゾーンとバランスオブプラント（ＢＯＰ）ゾーンとを含む２つのゾーンを含むことができる。ＢＯＰゾーンは、ブレイトンサイクル設備などのエネルギー変換部分、電力網への開閉所接続、冷却システム供給設備、いくつかの強制通風冷却塔、ＢＯＰ制御室、整備工場、およびいくつかのプラント管理事務所を収容することができる。
【００７７】
崩壊熱除去は、ＲＶＡＣＳにより提供された多様なバックアップを含むことができる冗長受動的ＤＲＡＣＳループによって、原子力島ゾーンで取り扱われてもよい。ＤＲＡＣＳおよび／またはＲＶＡＣＳは、自然循環によって動作することができ、崩壊熱を周囲雰囲気中に廃棄することができる。ＤＲＡＣＳおよび／またはＲＶＡＣＳは、常時またはほぼ常時動作することができ、弁の再調整を感知するのにもしくは実行するのにまたはポンプを駆動させるのに、電力供給を必要としなくてもよい。崩壊熱除去に対する依存性は、何れかの冷却水供給および／または電力網への開閉所接続などのＢＯＰゾーン内に収容された何れかの設備に置かれなくてもよい。
【００７８】
本明細書に含有される実施形態により記述されるように、ＢＯＰゾーンから原子力島に進入するのにいかなる制御システムコマンドも必要としなくてもよい。代わりに、何らかの中間ナトリウムループの戻り温度および流量は、原子炉に、エネルギー変換部分により求められる熱に関する全ての情報を、伝達することができる。そのような流量および温度信号は、当業者により容易に確認可能な物理現象によって上下に境界を付けることができ、そのように境界が付けられかつ原子力島ゾーンに何らかの中間ループを介して伝達された全ての信号に関しては、原子炉は、安全な出力レベルおよび安全な温度のドメイン内で応答することができ、原子炉の熱生成速度が何れかの中間ナトリウムループを通して除去された熱の場合に一致するように構成することができる。一部の実施形態は、そのような境界形成は、中間ナトリウム流が境界に移動するとき（例えば、ゼロフロー）であっても、および原子炉のＳＣＲＡＭシステムが作動できなくなるような場合であっても、生ずることができるように構成することができる。
受動的負荷追従に関する措置
負荷追従手法
本明細書に記述される、ある特定の実施形態は、約ゼロから約１００％（約２００ＭＷｅの）のいくらかの電力出力で動作することができる。ある特定の実施形態は、プラント（例えば、それぞれ、炉心冷却材出口／タービン入口温度およびブレイトンサイクル圧縮機入口温度）の最高および最低の流体温度を、部分負荷の全てのレベルに関してその全出力参照値で固定したままで動作させてもよい。このことにより、部分負荷で高エネルギー変換効率を保持し、全ての部分負荷動作状態で損傷を受ける大きなマージンを有する原子炉冷却材出口温度を維持するという、驚くべきかつ予期せぬ結果をもたらすことができる。
【００７９】
本明細書に記述された実施形態は、負荷追従動作に十分適している。例えばブレイトンサイクル設備は、動作が機敏であるのでかつ設備数が小さいので、好ましいと考えられる。その出力は、２〜３の変数調節を介することができる。
【００８０】
原子炉側で、出力電力レベル間の反応性の変化は、電力出力を変化させるのに制御棒バンクの大きい運動を必要としないように、小さくすることができる。一部の実施形態では、反応性の変化は、数十℃の冷却材加熱により推進される炉心の半径方向の膨張などの、熱構造反応度フィードバックにより取り扱われるように、十分小さくすることができる（例えば、数十cents程度）。ＡＲＣ−２００に関する小反応度制御要件は、−その出力密度に対する燃料温度依存性、および出力レベルの変化から得られるドップラー反応度フィードバックでの関連ある揺れを、（酸化物燃料に比べて）大幅に減じることができる、金属合金燃料の熱伝導度の比較的高い値の結果としての利益である。
【００８１】
熱中性子スペクトル原子炉とは異なり、時間依存性キセノン反応度フィードバックは、本明細書の実施形態により記述されるように、ＡＲＣ−２００の高速スペクトルでは無視できる。
【００８２】
熱伝導度の高い値および金属燃料の延性は、負荷追従動作に関連した熱過渡に容易に順応することができる。一方、ナトリウム冷却材と鋼製容器内構造との間の境膜伝熱係数の高い値は、一次系冷却材温度変化の振幅および時定数の両方が、容器内構造での熱応力負荷を制限するように拘束され得ることを意味する。ループプラントレイアウトとは異なって、ＡＲＣ−２００のプールレイアウトは、冷却材温度過渡を優位に緩衝するように、著しい熱慣性を提供する。
【００８３】
一部の実施形態は、全ての原子力安全性に関連した設備および動作を、プラントの原子力島ゾーン内に閉じ込めたままにし、ＡＲＣ−２００負荷追従の制御の実施形態は、受動的に実行することができる。一部の実施形態では、負荷追従制御は、原子炉とブレイトンサイクルエネルギー変換器との両方を一緒に制御する、プラント制御システムのアクティブコマンドの下で、制御棒を移動させることによって実行することができる。
【００８４】
受動的負荷追従スキームを使用する実施形態では、ブレイトンサイクルは、グリッドオペレーターからのディスパッチリクエストに応答して能動的に制御することができ−必要とする熱を、何れかの中間Ｎａループから引き出し、原子炉の実施形態は、その熱生成と、何れかの中間Ｎａループを経て除去される熱とのバランスを取るように、受動的に応答することもできる。
【００８５】
（Ａ）  −  Ｓ−ＣＯ２ブレイトンサイクル電力出力の能動的制御
エネルギー変換サイクル、例えばブレイトンサイクルは、能動的に制御することができる。負荷追従部分を含む実施形態では、Ｓ−ＣＯ２作動流体の流量は、主要な電力出力制御変数であり、それに対してサイクルを巡る温度および圧力設定点は、負荷に対して本質的に不変のままである。例えば、一部の実施形態は、Ｓ−ＣＯ２残留を閉鎖ブレイトンサイクルループの中および外に切り換えるために設けることができる、Ｓ−ＣＯ２残留貯蔵タンクを含んでいてもよく、したがってサイクル内を循環する作動流体質量流量が制御される。
【００８６】
一部の実施形態は、タービンバイパス制御部分を含んでいてもよい。Ｓ−ＣＯ２残留量調節は、終了するのに時間を要し、実施形態は、残留量調節の時定数よりも速い電力変化を容易にするために、タービンバイパス制御を含むことができる。タービンバイパス制御は、何れかの廃熱処分システムに熱を廃棄しなくてもよい。一部の実施形態では、タービンバイパス制御は、全ブレイトンサイクルをバイパスし、中間Ｎａ・Ｓ−ＣＯ２  ＨＡから出て行くＳ−ＣＯ２を、元のそのＨＸの入り口に戻すことができる。
【００８７】
一部の実施形態では、電気生産速度の低下が、中間Ｎａループを経て原子炉に戻るＮａの温度を、上昇させる可能性がある。廃熱処分システムは、３００ＭＷｔ超を取り扱うことを必要としなくてもよく、約３００ＭＷｔまでを取り扱うように構成することができる。エネルギー出力変換中、新しい出力レベルに至る途中で、電気に変換されないいくらか過剰な熱生成は、原子炉内の一次系ナトリウム冷却材の残留分を加熱することによってプラントに貯蔵されてもよい。
【００８８】
（Ｂ）  −−  原子炉による受動的負荷追従
実施形態において、システムは原子炉受動的負荷追従を含んでいてもよく、原子炉は、制御棒が固定されたままの固有反応度フィードバックに基づいてＢＯＰ熱需要に応答することができる。一部の実施形態では、原子炉は、何れかの中間Ｎａループを通して除去されているいくらかの熱とバランスを取った状態で、原子炉の熱生成速度を受動的に維持しようとするように（例えば、反応度フィードバックの動作を通して）構成することができる。グリッドオペレーターから、またはブレイトンサイクル制御室から原子炉制御システムへの、いかなる直接制御信号も必要としなくてもよい。グリッドオペレーターは、電気生産速度の変化をブレイトンサイクルエネルギー変換器の制御室オペレーターに伝達することができる。ブレイトンサイクルＳ−ＣＯ２の残留量および流量は、ブレイトンサイクルがその新しい電力出力を得るという必要性に応じて、ブレイトンサイクルの温度および圧力設定点が修正されるように調節することができる。実施形態において、何れかの電子制御システムは、必ずしも自動制御棒調節コマンドを原子炉に送信しなくてもよい。ある特定の実施形態では、負荷追従中、制御棒は移動しなくてもよい。そのような実施形態において、温度制御および／または負荷追従は、何れかの中間ナトリウムループから所定量の熱を抽出するように、ブレイトンサイクルを構成することによって実現されてもよく、原子炉は、原子炉がその熱生成速度を受動的に自己調節してナトリウム中間ループを経てＢＯＰに至る熱除去速度に一致させ得るように、構成することができる。
【００８９】
（Ｃ）  中間Ｎａループを通した熱に対するＢＯＰ需要の伝達
本明細書に記述されるプラントの実施形態のいくつかは、少なくとも１つの中間ナトリウムループを含んでいてもよい。複数の中間ナトリウムループを備えた実施形態において、各中間ナトリウムループは異なる出力レベルで運転されてもよく、それぞれは、流動、温度制御、圧力制御、および同様のものなどの異なる独立したプロセス調節を受けてもよい。本明細書に記述される一部の実施形態は、ＢＯＰ熱需要信号の積分のために設けることができる一次系ナトリウム高温プールおよび／またはナトリウム低温プール混合することができる。
【００９０】
一次系ナトリウムは、容器に完全に格納することができる。一次系ナトリウムは、十分混合された高温プールおよび十分混合された低温プールを構成することができる。これらのプールは、例えばレダンなど、何らかの適切な障壁によって分離することができる。複数の中間ナトリウムループおよびＩＨＸを備えた実施形態において、低温プールに進入する（例えば、異なるＩＨＸを通過した後）各一次系ナトリウム流は、各中間ナトリウム流量および／または戻り温度が１つのループとその他のループとで異なる場合、異なる温度を有することができる。低温プールでの混合は、複数のポンプを備えた実施形態であっても、その低温プールからの吸引を行う各ポンプが均一温度の一次系ナトリウムを低温冷却材入口プレナムに放出することができるように、各ポンプが低温プール温度を均質化することができる。一次系ナトリウム流は、中間ナトリウムループからの熱抽出の積分を反映する一次系ナトリウム炉心入口温度を有する炉心に進入してもよい。原子炉出力は、例えば、参照冷却材入口温度からの一次冷却材入口温度の偏差によって推進される、格子板半径方向熱膨張によって導入された反応度フィードバックに基づいて、一次系ナトリウム炉心入口温度の何らかの変化に応答するように構成することができる。
【００９１】
加熱された一次系ナトリウムは、ある範囲の流量および温度で燃料アセンブリから出て高温プールに入ることができ、そこで、加熱された一次系ナトリウムを混合して、均一な混合手段で加熱された一次系ナトリウム炉心出口温度を実現することができる。次いで加熱された一次系ナトリウムは、少なくとも１つ（例えば、２つ）のＩＨＸに進入することができ、そこで熱を中間ナトリウムループに伝達することができる。複数の中間ナトリウムループを含む一部の実施形態は二次系ナトリウム含むことができ、中間ナトリウムループのそれぞれにおける二次系ナトリウムは、同じ高温プール混合平均炉心出口温度でＩＨＸから出て行くことができる。ＩＨＸから出て行く二次系ナトリウム温度は全て、加熱された一次系ナトリウム炉心出口温度よりも約５から約１０℃の間で低くなることができる、同じ温度を有することができる。複数の中間ナトリウムループを含む一部の実施形態において、各加熱された中間ナトリウム流は、それらの流量が異なる場合であっても、同じＩＨＸ出口温度を有することができる。それによって一部の実施形態では、Ｓ−ＣＯ２タービンに対する二次系ナトリウム入口温度は、加熱された一次系ナトリウム炉心出口温度よりも僅かだけ低く（即ち、約５℃から１０℃低い）に維持することができる。
【００９２】
（Ｘ）  固有反応度フィードバクを介した原子炉出力制御
（Ａ）  原子炉起動および全出力基準状態点の確率
本明細書に開示される原子炉は、高温待機／ゼロ出力から全出力および全流動までの状態に、参照冷却材入口温度および参照出口温度で、制御棒を引き出すことにより持って行くことができる。制御棒の引抜きは、原子炉の負の反応度出力係数から得られる負の反応度フィードバックを克服し得る。参照冷却材入口温度の等温原子炉から完全出力／完全流まで上昇するときに、棒の引抜きにより克服されることになる全反応度は、単位をcentとする負の反応度で測定することができる、反応度パラメーター（Ａ＋Ｂ）により示すことができる。フィードバックパラメーター、Ａは、冷却材平均温度よりも高い平均燃料温度上昇に関連付けられた、反応性損失を指定する。パラメーターＢは、冷却材入口温度よりも高い平均冷却材温度の上昇に起因する、反応性損失を指定する。パラメーターＣは、全出力状態での参照冷却材入口温度に対する入口温度偏差に適用される、入口冷却材温度反応度係数として特徴付けることができる。全ては負のフィードバックであり、全てはその場で測定可能である。ＡＲＣ−２００の場合、それらの値はＡ、Ｂ、およびＣに関してそれぞれ、約−０．０３５cents、約−０．２７３cents、および約−０．００２５cents／℃である。負のフィードバック値は、特定の炉心設計に応じておよび燃料曝露に対して変化することができるが、一般に当業者なら、Ａ、Ｂ、およびＣを、Ｂ／Ａ＞＞１の状態で負に保持されることが理解されよう。本明細書に記述される実施形態は、これらの予期せぬ優れた結果を、本明細書に記述される構成および利益の結果として実現することが可能である。
【００９３】
棒の引抜きが反応度（Ａ＋Ｂ）を克服した後、全出力／定常状態で実現された冷却材、炉心、および炉心支持構造における温度分布が一定のままである限り、原子炉は、ゼロ反応度定常状態、全出力、および全流動条件で固定されて据えられるように、構成することができる。この点で、制御棒をバンクすることができ、その後、電力出力を調節するのに使用しなくてもよい。
【００９４】
棒の引抜き後、本明細書に記述される原子炉の実施形態は自律的に動作することができ、炉心出力レベルの漸近的応答は、一次系ナトリウム流量および／または一次系ナトリウム入口温度のいくらかの変化（反応度をゼロから離す変化）の後、反応度を元のゼロに戻すことができる。この自律的挙動は、流動および一次系ナトリウム入口温度の何らかの新しい条件に従って得られた漸近的な電力での、ゼロ反応度を必要とする準静的反応度バランスによって、モデル化することができる。
０＝Ａ（Ｐ−１）＋Ｂ（Ｐ／Ｆ−１）＋Ｃ（δＴ低温プール）  （１）
ここでＰおよびＦは、参照全出力状態点で、燃料および一次系ナトリウムのゼロ反応度温度分布で広く行き渡っているそれらの全出力および全流動条件に対して正規化された電力および流動である。独立変数、例えばＦおよびδＴ低温プールと、従属変数Ｐとのこの関係式は、原子炉一次系ナトリウム温度上昇関係式、
Ｔ−ｏｕｔ＝Ｔ−ｉｎ−参照＋δＴ低温プール＋（Ｐ／Ｆ）×（炉心δＴ−参照）            
（式中、
Ｔ−ｏｕｔ−参照＝５１０℃
Ｔ−ｉｎ−参照＝３５５℃
（炉心δＴ−参照）〜＝１５５℃である）
と組み合わせて、ゼロ反応度を実現する独立変数の組合せを考え出し、それと同時に、従属変数Ｐがゼロから１までの範囲で様々であるとしてもＴ−ｏｕｔの参照値を保持する独立変数の組合せを考え出すことができる。
【００９５】
（Ｂ）  ベースロード運転のための単純な受動的手法
受動的原子炉負荷追従に関する手法の例として、プラントが全出力で運転される場合には、グリッドオペレーターがシステムを調節して、グリッドへの全出力電気送出の半分まで減少させる。次いでＢＯＰオペレーターは、ブレイトンサイクルエネルギー変換器設備のパラメーターを能動的に調節して、中間Ｎａループからの熱の半分だけを抽出することができ−グリッドに対する半減した電気送出速度を生成するのに最適に十分になるよう構成することができる。中間Ｎａループ内で中間Ｎａから抽出された少ない熱により、中間Ｎａループ（固定された流量とすることができる）内の戻り温度（例えば、二次系ナトリウムＩＨＸ出口温度）を上昇させることができ−このため、少なくとも１つのＩＨＸから低温プール内に出て行く一次系Ｎａの温度を上昇させることができる。次いで加熱した一次系Ｎａを、原子炉の炉心にポンプ送出することができ、反応度フィードバック係数Ｃでの動作は負の反応度を創出する可能性があり、そのために原子炉出力は減少し始める可能性がある。原子炉は、原子炉の熱生成が、中間Ｎａループを経て除去された熱と一致する場合、ゼロまたはほぼゼロ反応度を有する新しい平衡状態に達するために低速過渡を受けることができる。そのような能力、結果、および制御可能性は、本明細書に開示される様々な実施形態により実現される、優れた予期せぬ結果である。最終平衡状態は、中間Ｎａループ流量、一次ポンプ速度、および制御棒がそれらの全出力値で全て固定されたままであるが、低温プール温度を上方調節することができかつ原子炉を横断する一次系ナトリウム温度上昇を下方調節することができるものとすることができる。
【００９６】
新しい漸近的出力レベル、Ｐ＝１／２、および新しい漸近的Ｐ／Ｆ＝１／２比を、準静的反応度バランス方程式
０＝Ａ（Ｐ−１）＋Ｂ（Ｐ／Ｆ−１）＋Ｃ（δＴ低温プール）
に挿入し、それぞれ約−０．０３５cents、約−０．２７３cents、および約−０．００２５cents／℃であるＡ、Ｂ、およびＣに関するＡＲＣ−２００フィードバックパラメーター値の例を使用することにより、部分負荷状態点特性を見出すことができる。
【００９７】
この例では、準静的反応度バランスは、低温プール温度が６１．６℃上昇した場合、原子炉の電力生産が、ＢＯＰ需要とのバランスをとることになることを示す。
（δ低温プールＴ）＝（Ａ＋Ｂ）／２Ｃ＝６１．６℃
得られた炉心出口温度は、
Ｔ−ｏｕｔ＝３５５＋６１．６＋（１／２）×（１５５）＝４９４℃
である。
【００９８】
低温プール熱容量は、約３．２℃／全出力秒とすることができ、したがって、反応度を元のゼロにするよう十分加熱するのに、低温プール内に堆積された漸増エネルギー約１９．２５全出力秒を要すると考えられる。
【００９９】
低温プールは断熱式であると想定される場合、加熱時間間隔は、新しい出力レベルで約３８．２５秒を要すると考えられる。
（５００／２）×（δｔ）＝３８．５×（５００）
全出力の３／４まで低下する例に関してこれらの工程を繰り返すことは、その場合、
（δＴ−低温プール）＝３０．８℃
低温プールエネルギー吸収＝９．６全出力秒
断熱低温プール加熱時間＝１２．８秒
５１０℃から５０２℃まで下がるＴ−ｏｕｔ降下
を示す。
【０１００】
これら２つの例は、固定された制御棒の位置、ならびに固定された一次および二次ポンプ（即ち、二次ポンプは二次系ナトリウムをポンプ送出することができる）速度戦略に関する受動的負荷追従を示し、（固定された中間Ｎａループ流を考えると）、ループ戻り温度（即ち、中間Ｎａループおよびエネルギー変換部分に関してＨＸから出て行く二次系ナトリウム）は、ＢＯＰからの積分された熱需要に関する情報（即ち、その他のプロセスパラメーターは、反応度フィードバックに応答して自己調節することができる）を伝達することができる。一部の実施形態では、低温プール温度が上昇すると、炉心を横断する温度上昇が低下する。一部の実施形態は、完全に受動的にすることができ、電力出力の変化が稀であり小さいベースロード操作に適切と考えられる。
【０１０１】
（Ｃ）  負荷追従操作に関する受動的手法−熱応力の低減
ブレイトンサイクル部分負荷戦略は、出力需要の変化に比例してＳ−ＣＯ２流量を調節することにより比較的変化しないエネルギー変換ループ部分を巡って温度および圧力設定点を維持することに基づいてもよい。一部の実施形態では、原子炉一次系ナトリウム流量は、一定のＰ／Ｆ比を維持するために、変化する出力需要に比例して調節することができる。
【０１０２】
一部の実施形態では、ブレイトンサイクルオペレーターは、戻り温度が比較的一定のままである間に中間ナトリウムループにおける流量を低減させることにより、低減した熱需要を信号伝達することができる。
【０１０３】
各中間ナトリウムループによる熱除去は、核域に位置付けられた安全性グレード流量計および熱電対を使用して測定することができる。核域は、ＢＯＰ以外の全プラント用地を含むことができる、原子力島を含むことができる。全ての原子力安全性グレード設備および構造は、原子力島内に存在することができる。新しいＢＯＰ熱需要を決定することにより、制御棒を固定して保持しながら、一次ポンプ速度を下方（または上方）調節してＰ／Ｆ比を一定に維持することができる。一部の実施形態は、原子炉の炉心を横断する冷却材温度上昇を、一定に保つことができる。上述の１／２の出力まで出力調節する例では、一次ポンプを、全出力流の１／２に調節することができる。準静的反応度バランスは、
（δ低温プールＴ）＝Ａ／２Ｃ＝７℃
を与える。
【０１０４】
一次系ナトリウム温度は、炉心内のどこでも、約７℃だけ均一に上昇することができる−（反応度を克服するために、燃料ピン内の温度上昇が低下しかつ正のドロッパーフィードバックを導入したときに、Ａ（１／２−１）＝０．０３５／２cents）。一部の実施形態は、最小温度場変化をもたらす。
【０１０５】
入口温度受動制御と比較して、負荷追従のために一次ポンプ速度を調節する実施形態は、容器内構造構成要素における温度スイングを劇的に低減させ、したがって容器内構造は、出力需要が変化するときに、より少ない熱応力に曝露することができる。本明細書に記述される実施形態は、これらの予期せぬ優れた結果を実現することができ、このことは、負荷追従操作が頻繁な出力調節を必要とする可能性があるので、非常に有益である。
【０１０６】
中間ナトリウムループ条件の安全性グレード感知は、一次ポンプ速度の調節と同様に、中間ナトリウムループＩＨＸへの入り口の核域で行うことができる。
中間ナトリウムループ流量は、非原子力安全性グレードＢＯＰゾーン内で、ブレイトンサイクルオペレーターによって能動的に調節することができる。
【０１０７】
ポンプ速度制御は、漸増的な事故初発因子の機会を導入することができる。センサー異常が偽の一次ポンプ速度コマンドをもたらす場合、または中間ナトリウムループ流量が不正確に調節される場合、これらのパラメーターは、非原子力安全性グレードのＢＯＰゾーンで調節することができる。ある特定の実施形態では、何れかおよび全ての物理的に実現可能な一次ポンプ条件、および／または何れかおよび全ての物理的に実現可能な中間ナトリウムループ条件に対する原子炉の受動的安全性応答は、スクラムシステムが故障した場合であっても、原子炉を安全状態で維持することができる。
【０１０８】
（ＸＩ）  部分負荷の全ての値での炉心出口温度およびタービン入口温度の静止状態での維持
全出力状態の大きい安全性マージン、および全出力動作条件で実現されるブレイトンサイクル変換効率に関して高値を保持するために、混合平均手段炉心出口温度およびタービン入口温度に関する参照（全出力／全流動）値は、全てのまたはほぼ全ての部分負荷条件で、それらの参照、全出力値に可能な限り近くに維持することができる。
【０１０９】
本明細書で記述されるように、受動的負荷追従の例は、部分負荷の関数として炉心出口温度を変化させるが、入口温度とポンプ速度受動的負荷追従の組合せを使用して、受動的負荷追従に関する部分出力負荷マップを創出することができ、そのため炉心出口温度は、全部分負荷に関してその参照全出力値で維持される。
【０１１０】
（Ａ）  部分出力負荷マップの例
方程式（１）および（２）は、Ｔ−ｏｕｔ＝Ｔ−ｏｕｔの拘束の下で再配置することができ、式
（δＴ−低温プール）＝（炉心δＴ−参照）×（１−Ｐ／Ｆ）
Ｐ＝１＋［Ｂ−Ｃ（炉心δＴ−参照）］×（１−Ｐ／Ｆ）／Ａ
を参照されたい。
【０１１１】
Ｐ／Ｆに関する値を繰り返し選択し、次いで（δＴ−低温プール）に関しておよびＰに関して解くことにより、表に列挙され図２に示される部分出力負荷マップを作成することができるが、全出力からゼロ（横座標上）まで低下する全ての出力レベルごとに、一次流量と低温プール温度の変化であって対応する出力レベルでゼロ反応度をもたらすことができるものが示されている。
【０１１２】
【表１】
2020512533.tif 000003
【０１１３】
出力が低減するにつれ、表１に示されるように炉心δＴが減少するよう、一次流を低減させることができる。このことは、変化しない加熱ナトリウム炉心出口温度を生成するよう十分に低温プール温度を上昇させることによって、補償することができる。新しい炉心平均一次系ナトリウム温度は、参照の場合よりも少しだけ高い温度になることができる。一次系ナトリウム温度は、燃料ピン出力密度を低減させるときに導入することができる、正のドロッパー反応度、Ａ（Ｐ−１）を克服するよう十分に上昇させることができる。
【０１１４】
ある特定の実施形態では、ブレイトンサイクルオペレーターが、例えば出力を１／２全出力まで低減させるというリクエストを受信すると、オペレーターは、Ｓ−ＣＯ２質量流量を半分に調節することができ、中間Ｎａ質量流量も半分低減させることができる。中間ナトリウムループからのＢＯＰ熱抽出が変化した信号は、中間ナトリウムループ内を素早く伝搬することができ（例えば、何秒以内）、原子力安全性ゾーン内で測定することができ、そこで一次流量は、表１の部分出力負荷マップまたは図２に示されるプロットに従い約半分に低減されることになる。次いである期間にわたり、例えば数分にわたり、低温プール温度は上昇することになり、全てのシステム温度は安定化されることになり、新しい定常状態はそれ自体が、その参照全出力値で中間ナトリウムループのＴ−ｏｕｔにより半分の出力で確立されることになる。
【０１１５】
（Ｂ）  近似応答時間
応答時間（即ち、全プラントが、全ての過渡状態が消え行く新しい平衡状態に到達するのに要する時間）は原子炉によって設定することができるが、それは原子炉に対して、ブレイトンサイクルなどのエネルギー変換部分が少ない熱慣性を有するからである。実施形態では、応答時間は、エネルギー変換部分によって設定されなくてもよい。原子炉は、大きい熱容量の結果となり得る出力需要の変化のサイズ、および遅発中性子前駆体の存在に応じて、何分間にもわたってゆっくり調節されてもよい。遅発中性子前駆体同位体は数分の半減期を有し、新しい前駆体を、新しい平衡状態に移行する最中に創出することができる。ナトリウム一次ポンプ流量低減時間定数は、炉心出口温度の行き過ぎをもたらす可能性がある出力と流動との不一致が軽減されるように、遅発中性子前駆体の崩壊速度にほぼ一致するように得ることができる。容器内炉心支持構造の温度場は、何分間かの時間間隔であってもよい時間間隔での一次系ナトリウム温度の変化に応答する。低温プール温度変化は、部分出力負荷マップに必要とされてもよく、数十秒の漸増熱堆積を実現させることを必要としてもよい。
【０１１６】
表１のδＴは、新しい出力レベル対全出力レベルで、低温プールを加熱するのに必要とされる時間を示す。調節の一部の実施形態は、全出力から新しい出力への工程変化を含んでいてもよく、断熱低温プールを想定してもよい。
【０１１７】
一次系ナトリウムプールの大きな熱質量は、変化した出力レベルでの熱平衡への接近を遅らせることができる。本明細書に記述されるある特定の実施形態は、開始後約５００秒で工程変化を終了することになるが、最終定常状態に到達するのにさらに５００秒を必要とする。
【０１１８】
（Ｃ）  経年劣化によるフィードバックパラメーターのドリフトのモニタリングおよび調節
経時的に、反応度フィードバックパラメーター、例えばＡ、Ｂ、およびＣは、燃料が燃焼するにつれ、出力プロファイルがシフトするにつれ、および何れかの容器内構造がクリープ変形を受けるにつれ、僅かに変化する可能性がある。
【０１１９】
反応度フィードバックパラネメーター、Ａ、Ｂ、およびＣの値は、それらのドリフトをモニターするために、およびそれらが技術仕様範囲内にあることを確実にするために、機器により非侵入的にその場で測定することができる。部分出力負荷マップは、Ａ、Ｂ、およびＣの最も最近の測定を使用して周期的にアップデートすることができる。
【０１２０】
一部の実施形態では、燃料アセンブリクランピング楔は、必要に応じてＢおよびＣの値の微調節を行うことができる。
【０１２１】
（ＸＩＩ）  圧縮機入口温度の安定化
理論に拘泥するものではないが、Ｓ−ＣＯ２ブレイトンサイクルの優れた高変換効率は、部分的には、３１℃±１／２℃など、より詳細には３０．９８℃の温度など、所定温度に非常に近い温度およびその直上の温度で、Ｓ−ＣＯ２作動流体の圧縮から誘導されると考えられる。
【０１２２】
プラントが長期間にわたって全出力条件にあるままである、ベースロード操作内で操作する実施形態の場合、エネルギー変換圧縮機取入れ口でのＳ−ＣＯ２温度は、Ｓ−ＣＯ２と水との廃熱交換器を通して、水流量の調節を用いて制御することができる。
【０１２３】
負荷追従操作内で操作する実施形態の場合、プラント操作状態は頻繁に変化することができ、過渡的Ｓ−ＣＯ２流量および温度は、新しい動作状態への移行が行われるたびに生じ得る。そのような設定点変化および過渡状態に直面した場合であっても、主圧縮機入り口の条件は、約３１℃で高い精度で固定されたままにすることができる。
【０１２４】
等温沸騰手法は、約３１℃で主圧縮機への入り口でのＳ−ＣＯ２温度を保持するために、ＡＲＣ−２００のある特定の実施形態で使用することができる。主圧縮機に進入する前に、ブレイトンサイクルのＳ−ＣＯ２作動流体は、部分的にまたはほぼ全体的に沸騰アンモニアのプールで満たされた（または沸騰ドラム圧力を制御することによって、約３１℃の温度で維持することができる適切な熱力学特性のいくつかのその他の工業用化合物）、熱交換器ドラムの液体プール領域に浸漬されたチューブ内を通過することができる。ブレイトンサイクルＳ−ＣＯ２流は、約３１℃で沸騰ドラム内を走るチューブから出て行くことができる。実施形態は、ブレイトンサイクルＳ−ＣＯ２温度が、その流量とは無関係でありかつ沸騰ドラムに進入したときのその温度とは無関係である温度で、沸騰ドラムから出て行くように構成することができる。
【０１２５】
沸騰プールから放出された任意のアンモニア蒸気は、沸騰ドラムのシェル側でプールの上方に蓄積することができ、アンモニアと水との熱交換器に輸送し凝縮することができ、次いで元の沸騰ドラム内のプールにポンプ送出することができる。水は、任意の廃熱を強制通風冷却塔に運ぶことができる。
【０１２６】
約３００ＭＷｔまでの負荷を取り扱うようにサイズを決めることができる、ドラムと直列にすることができるＳ−ＣＯ２と水との廃熱ＨＸは、沸騰ドラムシステムがあらゆる過渡的不一致を取り扱うことができるようなものであり、沸騰ドラムが大きいものである必要はないことを意味する。沸騰ドラムの沸騰プール内にある液体アンモニアの残留量は、廃熱の数秒間の全出力を吸収するのに十分な−ブレイトンサイクルの新しい動作点に合わせて廃熱システム（弁および設備を含んでいてもよい）を再調整する時間を提供するのに十分な熱容量を提供するように、当業者が適切にサイズを決めることができる。
【０１２７】
廃熱システムを含むある特定の実施形態は、熱電併給の使命にも同様に有用であってもよい。
「熱電併給に即応」するための規定
【０１２８】
（ＸＩＶ）  熱電併給に対する歴史的障壁の克服
全出力で、ＡＲＣ−２００出力プラントは、約３００ＭＷｔの廃熱と一緒に約２００ＭＷｅまでの電気を生産することができる。この廃熱は、地域暖房および／または水脱塩などの生産活動に使用することができるが、その他の用途を当業者なら即座に思い浮かべるであろう。従来技術の原子炉はこの結果を実現することができず、当業者はそのような結果を予測できなかった。
【０１２９】
一部の実施形態では、熱電併給の熱は、著しい損失なしに数マイルまで、管内の高温流体流を介して輸送することができる。
【０１３０】
（Ｃ）  技術的課題の克服
（１）  廃熱のバックアップ処分
プラントの一部の実施形態は、熱交換器（例えば、図１Ａ、１１９）を通して送出することができるエネルギー変換材料熱エネルギーを使用する、熱電併給部分を含むことができる。熱電併給設備は、常時オンラインでなくてもよく、または廃熱の所定のおよび制御可能な部分のみを消費してもよい。したがって、全出力運転に合わせてサイズが決められた発電所廃熱システムを、必要としてもよい。
【０１３１】
（２）  熱の供給対需要の間での緩衝過渡不一致
エネルギー変換サイクル、好ましくはブレイトンサイクルの廃熱出力は、電気生産速度の変化に応答して上下に調節され、したがって、熱電併給の使命に利用可能にした廃熱供給の一瞬から一瞬への振幅（しかし必ずしも温度ではない）は、プラント電気生産速度に比例して変化することができる。
【０１３２】
ベースロード動作の下、廃熱供給は、一度に何カ月などの長い時間間隔にわたって一定のままにすることができる。熱電併給プロセスは、その熱需要における時間依存性を独立して表示することを予測でき、熱電併給態様は必ずしも常に動作する必要はないことを意味する。ＳＭＲが熱電併給プラントとしても負荷追従プラントとしても動作するなら、熱供給および需要は共に繰り返し変化することができる。
【０１３３】
発電所廃熱システムは、熱の生成対熱の需要の過渡的不一致を経験することができ、第三者の熱電併給オペレーターは、利用可能なもの−時間を要する可能性がある−に対するそれらの使用を調節する責任があると考えられる。プラントの所有者は、調節を行うための時間枠を提供する責任があると考えられる。
【０１３４】
本明細書に記述される実施形態は、そのような過渡的不一致を「緩衝」することができる。沸騰ドラムを含む実施形態において、図１Ａに示される等温沸騰ドラム１１５の熱質量は、熱供給対需要が不整合になったときに熱電併給システム設定点を再調整するための時間を提供するのに十分な熱質量を有するように構成することができる。
【０１３５】
本明細書に記述されるＡＲＣ−２００プラントおよびその様々な実施形態の特徴は、熱電併給に対する歴史的障壁を克服し、熱電併給の用途での生産目的で廃熱を利用する準備をし、ＡＲＣ−２００は、「熱電併給に即応した状態」で送り出すことができ、そのようにすることがビジネスとして成り立つ場合には熱を販売する選択肢が顧客に与えられる。
【０１３６】
（ＸＶ）  ≦９０℃および＞３１℃の熱を必要とする適用例を供給するボトミングサイクル
（１）  ボトミングサイクルエネルギー担体
ボトミングサイクル熱輸送ループは、一部または全ての廃熱を輸送することができる。そのような廃熱は、発電所の非原子力安全性グレードＢＯＰ内の廃熱処分設備、例えば図１Ａに示される廃熱サイクル１１８から引き出すことができ、それを、プラント用地の境界を横断して熱が使用されることになる場所まで運ぶことができる。
【０１３７】
Ｓ−ＣＯ２ブレイトンサイクルの廃熱最大温度９０℃の例は、水の沸点よりも下であり、周囲圧力の水を、あらゆるオフサイトエネルギー担体（ＣＯ２ではない）に使用することができる−その理由は、非常に高い容積比熱を有することができ、加圧された配管を回避することができ、オフサイトの場所で窒息の危険性が導入されることも回避できるからである。
【０１３８】
（２）  ボトミングサイクル構成
ある特定の実施形態は、再循環閉鎖ループにすることができる図１Ｂに示されるボトミングサイクル部分を含むことができ、または信頼性ある水源が補給のために利用可能である場合には、開放サイクルにすることができ、またはこれらの組合せにすることができる。
【０１３９】
ボトミングサイクル構成を図１Ｂの上の図に示すが、熱電併給用途が約９０℃未満かつ約３１℃超の熱を必要とするときに利用可能にすることができる。そのような用途は、限定するものではないが温水地域暖房、汽水域または海水の多重効用蒸留、および水栽培の適用例を含むことができる。
【０１４０】
いくつかの構成は、低温復熱装置の出口で、ブレイトンサイクルなどのエネルギー変換部分１０８の後に位置決めすることができるＳ−ＣＯ２と周囲圧力水とのＨＸ１１９などの熱交換器を通して熱を受容することができる、閉鎖ループボトミングサイクルにすることができる。図１Ｂの上の図に示されるボトミングサイクルループは、多数の用途にオフサイトで熱を輸送することができ、約３１℃よりも高い温度で発電所に戻すことができ、ＨＸ内で再加熱することができる。ＨＸから出て行くＳ−ＣＯ２は、沸騰ドラム１１５のチューブ側に進入することができ、そこでＳ−ＣＯ２の温度を約３１℃に安定化させることができる。沸騰ドラム１１５から出た後、Ｓ−ＣＯ２は、Ｓ−ＣＯ２が主圧縮機１１３に進入するときに約３１℃の温度を有する主圧縮機１１３に進入することができる。
【０１４１】
ボトミングサイクルを供給するＨＸを出た後にＳ−ＣＯ２に残された任意の残留廃熱は、水サイクル１１７を通して大気中に堆積するようになってもよく、その場合、水サイクルは、沸騰ドラム−漸増的蒸気発生を引き起こす−のシェル側に蓄積される任意のアンモニアを凝縮することができる。この熱は、強制通風冷却塔へのループを形成することができる閉鎖ループ水サイクル１１７へのＨＸを通して、凝縮によって伝達することができる。この経路は、熱電併給の熱需要がゼロであるときに約３００ＭＷｔまでの廃熱負荷を得るように、サイズが決められてもよい。
【０１４２】
（ＸＶＩ）  熱＞９０℃および／または＜３１℃を必要とする適用例に関する構成
熱電併給用途が、約９０℃を超えるまたは約３１℃よりも高い温度を必要とする場合、ヒートポンプまたは冷蔵サイクルを使用することができる。一部の実施形態において、約９０℃未満のボトミングサイクルループから離れて動作する専用の局在化させたヒートポンプまたは冷蔵サイクルを、本明細書に開示されるように設置することができる。各熱電併給の顧客は、熱および電気を、公共の電気および公共の熱のオフサイトグリッドから引き出してもよく、廃熱が元のボトミングサイクル内で発生しようとも任意に排出することができる。
【０１４３】
一部の実施形態では、ＡＲＣ−２００プラントは、大規模なオンサイトの逆ランキンサイクル、作動流体としてＣＯ２を利用する機械的に圧縮されたヒートポンプであって、約９０℃よりも高い熱電併給の熱源を供給するのに使用できるものを含むことができる。例えば、図１Ｂの下の図は、作動流体としてＣＯ２を使用しかつ機械的圧縮を使用することができる、大規模なオンサイトのヒートポンプ構成を示す。
【０１４４】
大規模なヒートポンプ構成は、ヒートポンプ装置を、発電所用地の非原子力安全性グレードＢＯＰゾーンに配置し、閉鎖ループボトミングサイクルループ配管を経て、熱をオフサイトの顧客に送出することができる。エネルギー担体の選択（加圧水蒸気など）は、熱電併給の使命に依存し得る。図１Ｂに示されるように、多数のボトミングサイクルを提供することができ、熱を、ＣＯ２ヒートポンプサイクルの高温／高圧セグメントから受容し、異なる温度の熱を多数のオフサイトの顧客に運ぶことができる。
【０１４５】
累積使用は、合計して最大約３００ＭＷｔにならない可能性があるが、バックアップ廃熱処分装置は、約９０℃未満の構成の場合と同じにすることができ、しかし一部の構成は、ヒートポンプの機械式圧縮機により注入されたいかなる熱エネルギーも収容するようにバックアップ廃熱処分装置を拡大することによって、ばらつきを引き起こす可能性がある。
【０１４６】
本明細書に記述されるシステムおよび方法の実施形態によって実証されるように、当業者なら本明細書に記述されるプロセスの態様をシステムにどのように適用するのかまたはその逆も容易に理解できることが、理解されよう。
【０１４７】
本明細書で使用される「原子炉」、「プラント」、「ＡＲＣ−２００」、および「小型モジュール炉（ＳＭＲ）」という用語は、本明細書に記述される実施形態のシステム全体または本明細書に記述される実施形態の一部を指してもよい。これらの用語は同義で使用されてもよく、それらの意味は、本開示および特許請求の範囲で使用される文脈に基づいて、当業者により即座に確認されよう。
【０１４８】
本明細書で使用される「冷却材」、「炉心冷却材」、および「一次系ナトリウム」という用語は同義で使用されてもよく、それらの意味は、本開示および特許請求の範囲で使用される文脈に基づいて、当業者により即座に確認されよう。
【０１４９】
本明細書で使用される「中間ナトリウム」および「二次系ナトリウム」という用語は同義で使用されてもよく、それらの意味は、本開示および特許請求の範囲で使用される文脈に基づいて、当業者により即座に確認されよう。
【０１５０】
本明細書で使用される「流量」という用語は、他に特に指示しない限り、一般に質量流量を指すことになる。さらに、流量を指すパーセンテージは、他に特に指示しない限り、一般に、質量パーセントに基づくことになる。
【０１５１】
ＩＨＸおよびＨＸは、熱交換器を一般に指してもよく、またはシェル及びチューブ型熱交換器を指してもよい。当業者なら、それが提示されている文脈に応じて、そのような用語の意味を理解できるであろう。
【０１５２】
前述の説明は、本発明の好ましい実施形態を対象とするが、その他の変形例および修正例が、当業者に明らかにされることになりかつ本発明の精神または範囲から逸脱することなくなされることに、留意されたい。さらに、本発明の一実施形態に関連して記述される特徴は、本明細書に明示されない場合であっても、他の実施形態と併せて使用されてもよい。
【図１Ａ】
2020512533.tif 000004
【図１Ｂ】
2020512533.tif 000005
【図２】
2020512533.tif 000006
【国際調査報告】
2020512533.tif 000007