燃料交換なしで10年以上稼働するように設計された核分裂原子炉であって、原子炉容器と、前記容器内の中央炉心であって、該炉心は、該炉心内での核分裂反応を通して熱を生成し、1つ又は複数の初期核分裂性セクション及び側方転換セクションを含み、前記1つ又は複数の初期核分裂性セクションは、前記中央炉心の寿命にわたって臨界炉心領域の活性な一体部分のまま残存する、中央炉心と、前記容器内及び前記容器外へのヘリウムの循環によって前記炉心から熱を取り出して、炉心温度を約700°C~1000°Cに維持するとともに、前記容器の外部で前記加熱されたヘリウムからパワーを生成するヘリウム循環システムと、なお、前記炉心の前記1つ又は複数の初期核分裂性セクションは、核分裂性及び親物質の炭化物核種を含む焼結燃料体を収容する炭化ケイ素容器の形態の燃料要素を含み、通常運転中に前記燃料要素から揮発性核分裂生成物を取り出すシステムと、を備える、燃料交換なしで10年以上稼働するように設計された核分裂原子炉。前記1つ又は複数の初期核分裂性セクションは、それぞれ、前記核分裂性燃料体の略環状の領域を含む2つの離間した水平領域を含み、前記側方転換セクションは、前記核分裂性燃料体を収容する前記2つの水平領域の上方、間、及び下方に配置された核分裂性燃料体の水平領域を含む、請求項1に記載の原子炉。前記炉心は、前記1つ又は複数の初期核分裂性セクションを含む親物質燃料体のそれぞれの水平領域において前記核分裂性燃料体の前記略環状の領域の両方の周囲の中心及びその周りに配置された前記親物質燃料体を含む、請求項2に記載の原子炉。前記1つ又は複数の初期核分裂性セクション及び前記側方転換セクションを含む前記水平領域はそれぞれ、複数の燃料要素集合体を含み、各集合体は、その内部に配置された多数の燃料要素を有するホルダーを含み、該燃料要素は、前記焼結燃料体を収容するとともに、各前記燃料要素に隣接した通路内の前記集合体を通ってヘリウム冷却材が垂直方向に流れることを容易にするように前記炉心内に位置合わせされている、請求項3に記載の原子炉。前記転換セクション及び前記初期核分裂性セクションにおける垂直方向に位置合わせされた燃料要素の前記集合体は、前記中央炉心を通って延びる複数の並置された垂直カラムを形成するように配置されている、請求項4に記載の原子炉。各前記ホルダー内の複数の前記燃料要素は、共通のコネクタにマニホールド化されており、これにより、その内部の前記燃料要素からの複合流としての揮発性核分裂生成物の取り出しを容易にする、請求項4に記載の原子炉。前記集合体はそれぞれ、炭化ケイ素被覆で形成された容器の形態の複数の核分裂性及び/又は親物質の燃料要素を含み、該炭化ケイ素被覆の各々は、焼結炭化物の核分裂性及び/又は親物質の核種を含む平坦プレートの形態の内部燃料領域を包囲する、請求項6に記載の原子炉。前記中央炉心は、直円柱状の外面を有する周囲反射材領域を提供するようにBeO反射材材料又はBe2C反射材材料の複数のブロックによって包囲されている、請求項7に記載の原子炉。垂直方向に位置合わせされた、直円柱状制御ドラムの形態の炉心反応度制御機構が、前記炉心内の中性子数を制御するために前記反射材領域内の凹部内に配置されている、請求項8に記載の原子炉。前記反射材領域は、環状黒鉛外側反射材によって包囲されており、該環状黒鉛外側反射材は、中性子捕獲物質を収容する環状中性子シールドによって更に包囲されており、該中性子捕獲物質は、管状炉心バレルと並置されて配置されており、該管状炉心バレルは、前記原子炉容器の内側表面から離間され、それらの間に冷却材流通路を提供する、請求項8に記載の原子炉。前記燃料要素内の前記焼結炭化物燃料は、非揮発性核分裂生成物をその内部に蓄積するための空間を提供するために、約50体積パーセント~80体積パーセントの充填密度で前記各容器の内部を占有しており、揮発性核分裂生成物の移動のための十分な相互接続された多孔性及びそこからの出口が確保される、請求項1に記載の原子炉。前記燃料要素は、焼結された準単炭化物を収容し、該焼結された準単炭化物は、直接の燃料体領域内に少なくとも約5の過剰炭素を含み、核分裂生成物との潜在的化学反応のための炭素が提供される、請求項11に記載の原子炉。前記初期核分裂性区分燃料体は、約4~18の濃縮度を有するUC105~UC13を含む、請求項12に記載の原子炉。燃料交換なしで10年以上稼働するように設計された核分裂廃棄物転換炉であって、原子炉容器と、前記容器内の中央炉心であって、該炉心は、該炉心内での核分裂反応を通して熱を生成し、1つ又は複数の初期核分裂性セクション及び側方転換セクションを含み、該1つ又は複数の初期核分裂性セクションは、原子炉寿命にわたって臨界中央炉心の一部のまま残存する、中央炉心と、前記容器内及び前記容器外へのヘリウムの循環によって前記炉心から熱を取り出して、炉心温度を約700°C~1000°Cに維持するとともに、前記容器の外部の位置で前記加熱されたヘリウムからパワーを生成するヘリウム循環システムと、なお、前記炉心は、炭化物核分裂性及び/又は親物質核種の焼結体を包囲する炭化ケイ素容器の形態の複数の燃料要素を含み、通常運転中に前記複数の燃料要素から揮発性核分裂生成物を取り出すシステムと、を備える、燃料交換なしで10年以上稼働するように設計された核分裂廃棄物転換炉。前記1つ又は複数の初期核分裂性セクションは、各々が略環状パターンに配置された複数の前記焼結核分裂性燃料体を含む2つの離間した水平領域を含む、請求項14に記載の転換炉。追加の前記焼結親物質燃料体が、前記2つの核分裂性セクション水平領域内に含まれており、前記略環状パターンの中心内及びその外側周囲の周りの両方に配置されている、請求項15に記載の転換炉。燃料交換なしで10年以上稼働するように設計された核分裂原子炉であって、1原子炉容器と、2前記容器内の中央炉心であって、該炉心は、その内部での核分裂反応を通して熱を生成し、a垂直方向に離間した2つの水平領域内に配置された2つの初期核分裂性セクションであって、各水平領域は焼結炭化物核分裂性燃料体の略環状の領域を含む、2つの初期核分裂性セクションと、b焼結親物質燃料体を収容する水平領域を含む複数の転換セクションであって、該転換セクション水平領域は、前記2つの初期核分裂性セクションを収容する前記2つの水平領域の上方、間、及び下方に配置されており、前記2つの初期核分裂性セクションは、前記中央炉心の寿命にわたって臨界炉心領域の活性な一体部分のまま残存する、複数の転換セクションと、を収容する、中央炉心と、3前記容器内及び前記容器外へのヘリウムの循環によって前記炉心から熱を取り出して、炉心温度を約700°C~1000°Cに維持するとともに、前記容器の外部で前記加熱されたヘリウムからパワーを生成するヘリウム循環システムと、4通常運転中に前記焼結燃料体から揮発性核分裂生成物を取り出すシステムと、を備える、燃料交換なしで10年以上稼働するように設計された核分裂原子炉。前記炉心は、前記2つの初期核分裂性水平領域内に追加の焼結親物質燃料体を更に含み、該追加の親物質体は、核分裂性燃料体の各前記略環状領域内の中央及び該領域の周囲に配置されている、請求項17に記載の原子炉。前記炉心内に存在する材料は、熱エネルギーレベルにまだ減速されていない中性子を用いて前記炉心内で核分裂反応の大部分が生じるように選択される、請求項17に記載の原子炉。前記初期炉心内の前記焼結体内の親物質及び核分裂性の燃料の量は、実質的に連続的な10年間の稼働の後、原子炉内で生成されたエネルギーの主要な部分が、前記初期炉心内に親物質核種として存在かつその後に核分裂性核種に転換された核種の核分裂に起因するようになっている、請求項17に記載の原子炉。前記中央炉心内の原子燃料を包囲する前記炭化ケイ素燃料要素容器は、前記中央炉心が高い全フルエンスレベルで稼働することができるように、700°C~1000°Cの温度範囲内で放射線誘起変位を焼鈍する能力を有する、請求項17に記載の原子炉。前記燃料要素容器は、蒸着されたβ-SiCで含浸された織製炭化ケイ素材料を含む、請求項21に記載の原子炉。本発明は、数十年にわたって燃料交換なしに稼働することができ、その寿命にわたって連続的にパワーを生成し、その結果、初期炉心に存在していたものと同量又はより多くの、再利用に適した核分裂性物質を含む使用済み燃料物質の最終炉心を生じるモジュール式核分裂廃棄物転換炉を提供するために、異なる方法でこの目的にアプローチするものである。以下に開示する例示的な実施の形態は、モジュール式核廃棄物転換炉及びその運転方法を提供する。これらの例示的な実施の形態は、限定するものではないが、高温ヘリウム冷却材と、二重セグメント環状区分炉心の配列と、炉心の複数世代にわたってエネルギーを提供するための炭化物燃料と、核分裂生成物ガス捕集システムと、セラミック被覆と、概略的な内部構造物とを含む。1つの特定の態様では、本発明は、燃料交換なしで10年以上稼働するように設計された核分裂原子炉であって、原子炉容器と、前記容器内の中央炉心であって、該炉心は、該炉心内での核分裂反応を通して熱を生成し、1つ又は複数の初期核分裂性セクション及び側方転換セクションを含み、前記1つ又は複数の初期核分裂性セクションは、前記中央炉心の寿命にわたって臨界炉心領域の活性な一体部分のまま残存する、中央炉心と、前記容器内及び前記容器外へのヘリウムの循環によって前記炉心から熱を取り出して、炉心温度を約700°Cから1000°Cに維持するとともに、前記容器の外部で前記加熱されたヘリウムからパワーを生成するヘリウム循環システムと、なお、前記炉心の前記1つ又は複数の初期核分裂性セクションは、核分裂性及び親物質の炭化物核種を含む焼結燃料体を収容する炭化ケイ素容器の形態の燃料要素を含み、通常運転中に前記燃料要素から揮発性核分裂生成物を取り出すシステムと、を備える、燃料交換なしで10年以上稼働するように設計された核分裂原子炉を提供する。別の特定の態様では、本発明は、燃料交換なしで10年以上稼働するように設計された核分裂廃棄物転換炉であって、原子炉容器と、前記容器内の中央炉心であって、該炉心は、該炉心内での核分裂反応を通して熱を生成し、1つ又は複数の初期核分裂性セクション及び側方転換セクションを含み、該1つ又は複数の初期核分裂性セクションは、原子炉寿命にわたって臨界中央炉心の一部のまま残存する、中央炉心と、前記容器内及び前記容器外へのヘリウムの循環によって前記炉心から熱を取り出して、炉心温度を約700°C~1000°Cに維持するとともに、前記容器の外部の位置で前記加熱されたヘリウムからパワーを生成するヘリウム循環システムと、なお、前記炉心は、炭化物核分裂性及び/又は親物質核種の焼結体を包囲する炭化ケイ素容器の形態の複数の燃料要素を含み、通常運転中に前記複数の燃料要素から揮発性核分裂生成物を取り出すシステムと、を備える、燃料交換なしで10年以上稼働するように設計された核分裂廃棄物転換炉を提供する。更に特定の態様では、本発明は、燃料交換なしで10年以上稼働するように設計された核分裂原子炉であって、1原子炉容器と、2前記容器内の中央炉心であって、該炉心は、その内部での核分裂反応を通して熱を生成し、a垂直方向に離間した2つの水平領域内に配置された2つの初期核分裂性セクションであって、各水平領域は焼結炭化物核分裂性燃料体の略環状の領域を含む、2つの初期核分裂性セクションと、b焼結親物質燃料体を収容する水平領域を含む複数の転換セクションであって、該転換セクション水平領域は、前記2つの初期核分裂性セクションを収容する前記2つの水平領域の上方、間、及び下方に配置されており、前記2つの初期核分裂性セクションは、前記中央炉心の寿命にわたって臨界炉心領域の活性な一体部分のまま残存する、複数の転換セクションと、を収容する、中央炉心と、3前記容器内及び前記容器外へのヘリウムの循環によって前記炉心から熱を取り出して、炉心温度を約700°C~1000°Cに維持するとともに、前記容器の外部で前記加熱されたヘリウムからパワーを生成するヘリウム循環システムと、4通常運転中に前記焼結燃料体から揮発性核分裂生成物を取り出すシステムと、を備える燃料交換なしで10年以上稼働するように設計された核分裂原子炉を提供する。更に他の特有の態様では、本発明は、複数世代の原子炉を提供し、第1世代炉心が、低濃縮ウランLEU及び/又は兵器級プルトニウムWPuの劣化混合物等を含む核分裂性燃料区分を有し、後続の世代の炉心は、幾つかの核分裂生成物がそこから分離された、前の世代の原子炉の重金属放出を含む。また更なる態様では、本発明は、初期核分裂性領域と親物質領域とを含む炉心を有する原子炉であって、親物質領域は、使用済み核燃料SNF、劣化ウランDU及び/又は天然ウランを含み、原子炉は、従来の軽水炉LWRに比べて、2倍以上大きい燃料利用率及び燃料燃焼値によって稼働する原子炉を提供する。また更なる態様では、本発明は、現地まで輸送することができる小型原子炉であって、燃料交換も燃料要素のシャフリングも行うことなく、20年以上にわたってポイズンを制御することなしに、均一な反応度flatreactivityを、単一に近く維持するように設計されており、例えば、放出されたが再処理されていない、LWRからの、被覆が除去された燃料のような、非常に様々な核燃料及び廃棄物を使用することが可能である小型原子炉を提供する。更に別の態様において、本発明は、工場で組み立てることができる小型原子炉であって、DUをプルトニウムに転換するために中央炉心内の小さな濃縮ウラン臨界領域を使用し、これにより、燃料交換も燃料シャフリングも行うことなく、約15年~30年にわたって、ポイズンを制御することなしに、均一な反応度を、単一に近く維持しながら、臨界炉心領域を、中央炉心全体に外方に、今転換された核分裂性領域まで拡張する小型原子炉を提供する。以下に、本発明の種々の特徴を実施するモジュール式核分裂廃棄物転換炉及びそれらの運転方法の実施形態を示す。原子炉システム図1に概略的に示されているように、このタイプの核分裂廃棄物転換炉モジュールは地表面1の下に配置することができる。本原子炉システムは、好適には、核分裂廃棄物転換炉心2と熱除去又は抽出システム3とを収容する容器5aを含み、ヘリウム冷却材を使用するとともに、少なくとも1つの熱交換器4又は或る代替的な熱抽出器/変換器と流体連通して作動可能に連結されている。原子炉容器5a及び熱変換器4は、内側流路11及び外側流路6を含むクロスダクト5によって連結することができる。熱変換器4は、蒸気発生器のような熱交換器を含むことができ、代替的には、熱交換器4は、連続的な電力の出力を提供するような流体駆動タービン発電機等を含むことができる。原子炉システム全体は、一般に、燃料装荷された炉心、原子炉容器内部構造物、ヘリウム冷却材及び冷却材供給システム、燃料計装及び制御系、並びに停止熱除去系を含む。外側原子炉容器5aは、従来通りに、溶接されたフランジ5bによって接続された上側部分及び下側部分に分割することができる。下側部分は、図2に示されているように、炉心2、反射材-炉心支持体5c、及び制御装置を収容している。上側部分は、上側領域内において停止冷却系接続部に接続するライザリーディングを収容し、このライザリーディングは、そのようなモジュール式核分裂廃棄物転換炉の1つの実施形態を示す図1に見られるように、同軸クロスダクト5の熱変換器に接続する。通常運転中、約490°C~500°Cの冷温ヘリウムが、クロスダクトの外側領域6を通って容器5aに入る。冷温ヘリウムは、原子炉容器5aの内壁面に沿って下方に流れて容器を冷温に維持する。ヘリウムの流れは、炉心底部の入口プレナム7において180度回転し、その後、炉心支持構造支持体5c及び底部反射材8を通って上方に流れる。図2及び図3に示されているように、炉心2は、燃料集合体、反射材要素、中性子遮蔽、起動用中性子源、及び反応度制御構成要素を含み、それらは全て、管状炉心バレル21a内に配置されるとともに、炉心支持構造5cによって支持されている。ヘリウム冷却材は、プレナム7から上方に、活性炉心activecore2及び頂部反射材9を通って進んだ後、頂部プレナム10を通って炉心から流出する。流出する高温のヘリウム約850°C以上は、クロスダクト5の内側隔離領域11を通って流れ、熱交換器4に流入する。被覆及び構造材料核分裂廃棄物転換炉の被覆及び構造構成要素は、炉心内の高フラックス及び高温状態に耐えるように、好ましくはセラミック材料から作られる。セラミック材料は、全出力運転時の想定寿命にわたってクリープ及び腐食に対して十分に耐えるとともに、機械的な加工性を提供するものと予測される。図4Aは、そのようなモジュール式核分裂廃棄物転換炉の1つの実施形態についての中性子束に対する中性子エネルギースペクトルのプロットを示している。熱エネルギーレベルまで減速されていない中性子は、親物質を核分裂性物質に転換するために使用されるとともに、後続の核分裂性物質の分裂のために使用され、これは、中性子エネルギーを著しく吸収したり、又は緩和したりすることのない炉心材料の構成及び使用によって達成される。炭化ケイ素のようなセラミック材料が、様々な中性子エネルギーに対して、他の関連材料よりも低い低吸収断面積を有することは良く知られている。炭化ケイ素SiCは、純粋な黒鉛材料よりも大きな平均原子量も有し、これにより、散乱相互作用あたりの中性子減速量が低減される。さらに、炭素及びケイ素は、それぞれ、この出願の主題であるモジュール式核分裂廃棄物転換炉に存在するエネルギー範囲において、低い中性子吸収断面積を有する。モジュール式核分裂廃棄物転換炉の燃料被覆材及び構造材は、炉心内でのそれらの運転寿命にわたって機能的な性能を保持することができるように選択される。図4Bは、炭化ケイ素が、中性子束に起因する小さな密度変化を呈することを示し、また、これらの値が、原子あたりの変位displacementsperatomdpaが増加するにつれて安定してくることを示す。図4Cは、そのような密度変化の大きさが、最適温度範囲内での炉心の運転によって最小化することができることを示している。燃料要素及び燃料要素集合体モジュール式核分裂廃棄物転換炉の燃料は、好ましくは、炭化物の形態の燃料とともに装荷され、すなわち、炭化物は、好ましくは、少量の二炭化物が混合された単炭化物であり、例えば、UC1Xとして参照される、少量の二炭化ウランを含む一炭化ウランである。直接の燃料領域内の過剰炭素は、核分裂生成物との化学反応を許容し、燃料要素被覆への化学腐食に対する防護となる。燃料は、好ましくは、約50体積~80体積、好ましくは約60体積~80体積の充填密度を有することができる焼結体の形態である。したがって、焼結燃料体は、好ましくは、少なくとも約20、好ましくは約20~40の相互接続された多孔性を有し、固体核分裂生成物が堆積する空間が提供され、燃料領域又は肉部の中の核分裂生成ガスが移動する通路を確保するとともに、原子炉寿命にわたってベントポート15を通る逃がしを提供する。炭化物燃料は、固体焼結プレートの形態とすることができ、この固定焼結プレートは、連続的であり、燃料要素12の外面に対して良好な熱伝導性を提供する。以下に記述するように、核燃料の焼結された短い円柱を代替的に使用することもできる。図5は、そのような平坦なプレートを収容する個々の燃料要素12の1つの実施形態の例示的な実施形態であり、その外側ケーシング及び突出したベントポート15を示している。図6は、箱状の燃料集合体13の例示的な実施形態の概略図であり、このタイプの複数の、例えば48個の個々の燃料要素12が、好ましくは炭化ケイ素複合材料で構成された包囲するフレーム又はホルダー13a内に収納されている。燃料要素12は、フレーム内のスロットの中に受け入れられており、好ましくは、図7に示されているように、連続的な、硬化された構造を確保する焼鈍プロセスを用いて、フレームに対して固定的に取り付けられている。図7も、そのような燃料要素12の内部構造を示している。1つの代表的な実施形態として、一辺が約43.3cmの正方形で、深さが16cmのホルダー13aは、そのような平坦な燃料要素12を2列保持することができる。燃料要素の、この実施形態における中央焼結炭化物燃料プレート14は、相互接続された多孔性を有し、固体核分裂生成物が堆積する十分な空間が提供されるとともに、ベントポート15への揮発性核分裂生成物ガスの通路が許容される。このベントポート15は、好ましくは、図5に示されているように、1つの隅に配置されており、これにより、ホルダー13aの一方の半部又は両方の半部の中で燃料要素の各グループのための共通のコネクタ又はヘッダー図示せずへの接続を可能にする。そのようなコネクタは、マニホールドとして機能し、炉心領域から揮発性核分裂生成物を除去するように設計された核分裂ガス捕集システム全体の一部を形成する。その計画された寿命にわたって、焼結炭化物燃料プレート14内の空隙体積の半分未満が固体核分裂生成物で充填されるようになり、揮発性核分裂生成物の流れのための十分な空間が残される。平坦な炭化物燃料プレート14は、好ましくは、その外側表面に炭化物燃料スラリーがコーティングされており、この炭化物燃料スラリーは、ウラン炭化物等の滑らかな内側熱伝達表面層13bを形成し、次いで、最適には、熱分解炭素PyC13cの外側層で、そのようなPyCシールが、燃料プレート表面を密封し、蒸気質SiC雰囲気において続けて燃料プレートを被覆することを可能にする。構造プレート被覆16は、閉じた外側容器を形成し、ケイ素複合材から作られており、例えば、クロス織りされ、次いでβ-SiCで浸潤された、高純度SiC材料の複数の層から作られており、その浸潤プロセスの最中に、密な熱分解炭素包みシールが燃料との化学反応を防止する。代替的な実施形態として、そのような滑らかな層13bでコーティングされた焼結炭化物燃料プレート14を、機械的に組み立てられた、別個に形成された炭化ケイ素被覆又はジャケットの中にぴったりと嵌め、そして密封して燃料要素12を形成することができる。温度が上昇するにつれて準単炭化物燃料の熱伝導性が改善される上がるので、その結果、より高い温度において、運転中に燃料プレートにわたって温度上昇が低減する。反射材そのような箱状燃料集合体13のそのような集合全体は、全ての面が反射材集合体によって包囲されている。そのような反射材の目的は、中性子を中央炉心に戻すことによって中性子漏洩を最小限に抑えることであり、これにより、中性子経済が改善され、親物質燃料を核分裂性燃料に転換すること、又は核分裂性燃料を核分裂させることのいずれかの確率を増加させることが可能になる。ベリリウムや黒鉛のような、大きな中性子散乱断面積と小さな吸収断面積とを有する反射材材料の使用は、反射材の効率を増加させる。炉心及び包囲する反射材は、図1及び図2に示されているように、反射材-炉心支持体5c上で支持されており、代表的な支持体が図8Aに示されており、上方に向かって冷却材が通って流れる21個の矩形開口を有する。原子炉は、一般に、2つの主なタイプの反射材材料、すなわち、1BeO又はBe2Cのような、ベリリウムを含む材料、及び2黒鉛を含む。ベリリウムを収容する内側反射材集合体18図8B参照が、燃料装荷された炉心を直接包囲しており、内側反射材集合体18は、好ましくは、互いに相互嵌合する2つの異なる形状の複数の個々のブロック17からなる。そのようなBeO又はBe2Cのブロック17は、炉心内の燃料集合体を包囲するため、及び、好ましくは直円柱のセクションである外側表面を提供するように成形された内側反射材集合体を形成するために必要とされる、種々の断面形状及び厚さで提供することができる。図8Bは、そのようなブロック17から形成されるそのような内側反射材集合体18の1つの水平層の例示的な斜視図であり、ブロック17は、図6及び図7に示すタイプの21個の燃料要素集合体を含む炉心内の1つの水平アレイを包囲する。内側反射材集合体18に隣接するとともに放射方向の直ぐ外側に、外側反射材集合体19が配置されている。図8Cは、そのような1つの集合体の例示的な実施形態であり、12個の黒鉛ブロック20から作られている。そのような黒鉛ブロックは、特定の炉心について所望される標準的な形状及び厚さで形成することができる。黒鉛反射材集合体19は、好ましくは、炭化ホウ素B4C又は他のそのようなポイズンのような、中性子吸収材又は中性子ポイズンを収容する中性子遮蔽21によって包囲されている。図8Dは、1つのそのような円弧状の比較的薄いプレートで形成された中性子吸収材の遮蔽21の例示的な実施形態である。図2に関して言及した、頂部反射材集合体9及び底部反射材集合体8は、好ましくは黒鉛で形成されており、それらは炉心の上方及び下方に配置されており、それらは以下で説明する。図9は、図3と同様の概略断面図であり、筒状炉心バレル21a内に配置された炉心の周りを包囲する関係にある周囲反射材集合体18及び19並びに中性子遮蔽21を示している。図8Aに最も良く見てとれるように、炉心支持構造5cに設けられた21個の開口の上方で垂直方向に位置合わせされた正方形断面の21個の燃料集合体13が示されている。初期核分裂性及び転換セクションモジュール式核分裂廃棄物転換炉の初期炉心は、別個の燃料セクションを含んでいる。図10は、1つのそのような層状領域概念の概念的概略図であり、2つの分割、すなわち、離間した初期核分裂性セクション22及び隣接した側方親物質転換セクション23を使用している。この構成は、この実施形態では21個の燃料集合体13のアレイによって与えられる複数の水平領域を用いている。核分裂性セクションは、低濃縮ウランLEU、兵器級プルトニウムWPuの劣化混合物、又は他のそのような燃料物質を含むことができ、概ね約8~約18の核分裂性核種を含む。図11Aは、転換セクションから導出されるパワーのフラクションライン25参照と比較した、初期核分裂性セクションから導出されるように考慮される炉心寿命にわたるパワーのフラクションライン24参照を示したグラフであり、パワーのフラクションとして考慮されたものである。炉心寿命の始まりにおいて、炉心内の臨界核分裂反応が初期核分裂性セクション22内で生じ、例示する実施形態においては、核分裂性燃料集合体13の2つの離間した環状領域を含んでいる。炉心寿命にわたって、2つの核分裂性セクション22からの過剰中性子が、親物質転換セクション23及び核分裂性セクション例えばLEUの両方において、U-238をPu-239に転換する。その結果、炉心の臨界領域が拡大し、更なる正の反応度を提供して、核分裂生成物の存在に起因する負の反応度を補償するように拡がる。パワー密度は、最終的に、初期核分裂性セクション22から本質的に全ての方向に拡大し、その時点で2つの初期核分裂性セクションに沿って種々の転換セクション23を含む。最初は親物質燃料であり、現時点では核分裂性燃料に転換された燃料のその後の核分裂によって得られるエネルギーのパーセンテージは、炉心寿命にわたって増加する。運転寿命の最初の10年が終わる前に、最初に炉心内に装荷された核分裂性燃料の核分裂から得られるエネルギーよりも多くのエネルギーが、転換された親物質燃料の核分裂から得られている。図11Aに見られるように、運転寿命の最後までに、エネルギーの大部分が、転換された核種の核分裂から生成されている。しかしながら、拡大された炉心の一部のまま残存する初期核分裂性核種からの幾らかの寄与が依然として存在する。図11Bは、LEU核分裂性セクション及びDU転換セクションを備えた第1世代炉心について、時間に対する実効増倍率k-effの例示となり得るグラフである。原子炉が、実質的に連続的な100全出力運転で、30年以上にわたって臨界を維持することを考慮している。この期間中、最大反応度の振動範囲は、約3.6にすぎない。例示的なモジュール式核分裂廃棄物転換炉心は、運転寿命にわたって5未満の期待値を伴う最小過剰反応度を有する。これは既存の原子炉に比べて大幅に低い値であり、制御系の要求の低減、反応度付加事故シナリオの影響の低減、及び炉心領域内の代わりに反射材内において作動するように制御系を設計することができること等の利点を提供する。図3に示したように、内側反射材集合体18の範囲内に制御ドラム5dを配置することができる。図11Cは、DUライン26参照又は転換セクション親物質の使用済み核燃料ライン27参照を使用する一実施形態について、モジュール式核分裂廃棄物転換炉の反応度期待値を示すグラフである。複数世代燃料モジュール式核分裂廃棄物転換炉の実施形態での使用のために想定される或る核燃料は通常、広く利用可能であり、それらには、限定するものではないが、ウラン天然、劣化、又は濃縮、プルトニウム及び他の超ウラン元素、並びに、以前に燃焼された核分裂燃料集合体使用済み核燃料が含まれる。ウラン及びトリウムは、使用することができる様々なタイプの核分裂性セクション燃料及び転換セクション燃料の中の1つである。他のアクチノイド元素のような、他のそれほど広く利用可能でない核分裂燃料を使用することもできる。そのようなモジュール式核分裂廃棄物転換炉の幾つかの実施形態は、約四半世紀から約半世紀程度の長期の全出力運転を考慮しており、モジュール式核分裂廃棄物転換炉の固有の特徴は、運転寿命中に核燃料の交換又は燃料のシャッフリング、すなわち、燃料要素の位置の変更が不要であることである。運転寿命の終わりにおいて、かなり多くのPuが、主にNp、Am及びCfである少量の他のアクチノイドとともに残存し、その結果、核分裂性核種の全体濃度が、最初の燃料装荷のための核分裂性核種の元の全体濃度よりも高くなる。このため、親物質及び核分裂性重金属物質を次世代原子炉で再使用することが可能となる。燃料から30~90の核分裂生成物、好ましくは、少なくともその約60を除去し、或る核廃棄物質劣化ウラン又は使用済み核燃料を追加した後に、元の炉心とほぼ同じ全燃料重量を有する新しい世代の炉心のための十分な燃料が存在し、そのような次に続く炉心の中へのリサイクルが可能となる。モジュール式核分裂廃棄物転換炉の種々の実施形態の幾つかの有利な特徴は、上記の考察から得られる。例えば、全出力での四半世紀~半世紀の原子炉運転が、核燃料の交換なしに達成でき、熱エネルギーレベルまで減速されていない中性子を用いることにより、核燃料の再処理を回避することができる。更なる例として、これらのモジュール式核分裂廃棄物転換炉の幾つかの実施形態は、使用済み核燃料又は劣化ウランのような、濃縮されていないアクチノイド燃料の高い平均燃焼度を可能とし、第1世代炉心についての炉心の初期燃料充填において、適度に同位体濃縮された核分裂性燃料の比較的小さな核分裂性領域の使用を必要とする。図12は、そのようなモジュール式核分裂廃棄物転換炉システムの複数世代ライフサイクルを概略的に示している。核分裂性セクションの初期燃料装荷は、低濃縮ウラン又は他の核分裂性燃料を含むことができ、転換セクションは、核廃棄物使用済み核燃料、劣化ウラン又は他の適切な廃棄物を含むことができる。そのようなモジュール式核分裂廃棄物転換炉の炉心の全体の初期濃縮は、軽水炉LWRの初期濃縮に比べて大幅に大きいものではない場合があるが、炉心は、その運転寿命中、大幅に高い燃料燃焼度を達成する。例えば、炭化物核分裂性燃料は、約4~18の濃縮、例えば8~18の濃縮を含むことができ、前述したように、そのようなモジュール式核分裂廃棄物転換炉のその後の世代は、追加の濃縮ウランを必要としない。定格出力での数十年の運転の後、モジュール式核分裂廃棄物転換炉の燃料が除去される。高放射性の核分裂生成物が崩壊する或る期間の後、燃料は、構造材及び被覆材から分離され、核分裂生成物の或るフラクション、例えば、好ましくは少なくとも約60が除去される。残余の重い物質核分裂性重金属、親物質重金属、及び残余の核分裂生成物は、或る追加の核廃棄物質、例えば使用済み核燃料又はDUと一緒に新しい燃料要素12へと加工され、次の世代のモジュール式核分裂廃棄物転換炉心が提供される。上記のプロセスは、数世代にわたって続くように設計される。最終的な効果は、運転寿命中に実質的に連続的なエネルギー出力を提供するとともに、数十年のその運転寿命の終わりの後、幾らかの固体核分裂生成物の除去のみを必要とする一方で、第1世代の後に核廃棄物質のみを次の炉心に追加するシステムである。モジュール式核分裂廃棄物転換炉の設計は、核分裂生成物除去効率の範囲にわたって次の世代の運転をサポートする。しかしながら、或るレベルの核分裂生成物の蓄積が起きると、効率的な運転寿命の終わりに到達したものと考えられる。したがって、運転寿命と核分裂生成物除去効率とは直接的に関連している。核分裂生成物捕集システム核分裂生成物ガスが燃料要素内に蓄積したままにされると、過圧状態となる可能性が高くなり、被覆が破断又は破裂する可能性がある。図13は、原子炉の運転寿命にわたって揮発性核分裂生成物ガスを捕集し、貯蔵する核分裂生成物捕集システムを示す概略的な例示的な実施形態である。燃料要素集合体13に関して示しているが、代替的な燃料要素構造を容易に組み込むことができる。示された実施形態は、各燃料集合体13内の48個の燃料要素12をマニホールド化するコレクタまで延びるブランチのネットワークを使用する。これらのブランチは、今度は、中央コネクタ配管31に接続された一連のヘッダー30に連結されている。500°C~700°C以上で揮発する核分裂生成物は、ガスとして原子炉から出て、配管31の中を通って、フィルター32、セパレーター33、及び核分裂生成物貯蔵システム34に輸送される。核分裂生成物捕集システムは、1次冷却材よりも僅かに低い圧力に維持されており、これにより、潜在的な核分裂生成物ガスの外方への流れではなく、ヘリウムの内方への流れが促進される。燃料被覆又は捕集システム内の最も小さなピンホールさえも通る少量のヘリウムの内方への流れが、揮発性核分裂生成物の1次冷却材系への望ましくないあらゆる相互拡散を抑制する。核分裂生成物ガスは、同伴された全てのヘリウムとともにヘッダー30に集まり、中央捕集配管31を通って原子炉から出て行く。中央捕集配管31は、炉心の頂部に配置することができ、頂部では1次冷却材が約850°C以上である。核分裂生成物ガスが特定のフィルター及び膜又は吸収フィルター32並びにセパレーター33を通って流れ、同伴された固体及び凝縮物が除去された後、核分裂生成物が一掃された、そのような同伴されたヘリウムのバルクは、任意選択で原子炉に戻すことができる。最後に、残余の核分裂生成物ガスは、適切な貯蔵タンク34内に安全に貯蔵される。中性子経済モジュール式核分裂廃棄物転換炉は、ベリリウムBeのような、核分裂時にn、2n反応を生じる核種の形態の反射材材料を使用すると考えられる。そのような反応は、最初の中性子が吸収され、2つの中性子が結果として放出されたときに生じる。これは、中性子経済を改善し、炉心からの不可避の中性子漏洩を補償する。図14は、運転寿命にわたる最小の変化を具体的に示す潜在的中性子束スペクトルを示すグラフである。平均中性子エネルギーは、105電子ボルトである。中性子スペクトル幅は、運転寿命の最初の半分の間は僅かに細くすなわち、その平均近くにより集中されるようになり、しかしながら、運転寿命の終わりまでに、開始時の状態近くまで戻ると考えられる。原子炉温度制御原子炉温度制御及び反応度付加に対する応答は、負の温度係数を有する原子炉の設計について重要な意味があり、反応度の変化に応じた自動的な抑制を提供する。図15Aは、本モジュール式核分裂廃棄物転換炉心設計が、運転寿命にわたって負のドップラー係数を提供することを示している。図15Bは、ボイド係数が正であるが、ドップラー係数よりも小さいことを示している。したがって、ドップラー係数及びボイド係数の組み合わせが、そのようなモジュール式核分裂廃棄物転換炉心の運転寿命にわたって負の温度係数を生じさせる。このモジュール式核分裂廃棄物転換炉の個々の特徴は従来のものであると考えることもできるが、これらの特徴のうちの幾つかの特徴の組み合わせは、固有の炉心設計を形成する。特定の設計の原子炉全体での、そのような長い運転寿命を達成する上で、5つの重要な特定の特徴がある。すなわち、1SiC被覆、2UC1X燃料タイプ、3親物質に対する核分裂性物質の比、4幾何学的形状及び燃料充填フラクション、並びに5ガス状核分裂生成物捕集システムである。そのような焼結燃料体をカプセル化する封止された容器を形成するSiC被覆は、炉心の中央領域内で維持される700°C~1000°Cの特定の温度範囲においては小さな密度変化しか受けない。さらに、この温度範囲内で、SiC材料は、核廃棄物転換炉において経験されるような、高い中性子束の環境からの損傷影響を最小限に抑える自己焼鈍プロセスを経験する。この運転範囲を大幅に下回る温度では、焼鈍が生じるための分子移動度が不十分である可能性があり、この範囲を大幅に上回る温度では、ボイド移動度が増加することができ、それによって、ボイドが結合し、密度変動を増加させることができる。この自己焼鈍プロセスを利用するために、炭化ケイ素被覆が選択され、概ねヘリウム冷却材の循環及び制御ドラム5dの僅かな回転の結果として、原子炉の運転温度が700°C~1000°Cに維持される。所定の温度範囲についての最も実用的な原子炉冷却材は、ヘリウムである。ヘリウムは不活性であり、比較的大きな熱伝達率/熱伝導率及び好ましい中性子工学特性の両方を有することを含む複数のプラスの特徴を有している。冷却材としてのヘリウムの使用に基づいて、燃料要素自身のレベルにおいて所望の炉心温度を維持するために、流れている冷却材に対する燃料からの良好な熱伝導を確保すべく、燃料要素12同士を互いに非常に接近させて配置することができるようにするために、いかなる形状の燃料要素についても、隣接する燃料要素間の冷却材流路についての幾何学的要件が導出される。燃料、炉心の内部構造物及び燃料要素は、複数世代での使用を支えるとともに、炉心寿命中の高い燃料利用率及び劣化ウランDU又は使用済み核燃料を使用する能力を確保するように設計される。燃料は、UO2又はUCOのような、2つの結合された原子を有する通常のウラン燃料ではなく、主として炭化物、例えばUC1xであることが重要である。これの利点の1つは、単位体積あたり、より多くのウランの装荷を提供することである。しかしながら、直接の燃料領域内に幾らかの過剰炭素を存在させることが有利であり、少なくとも約5過剰度が好ましい。過剰炭素は、好ましくは、平均で1核種あたり1つ以上の炭素原子を与えることによって提供される。このように重金属核種の近傍に密接して過剰炭素があることで、核分裂生成物それらのうちの2つは核分裂あたりに生成されるによるSiC被覆又は他の周囲材料の潜在的な化学腐食が妨げられる。このように、ウランに対する炭素の比率の下限が好ましくは選択され、そのような化学腐食が防止される一方で、ウランに対する炭素の上限は、中性子の過減速を最小限に抑えるために、好ましくは超えない。燃料は、例えば約UC10からUC15とすることができるが、過剰炭素を提供するために燃料肉部内のUC2の存在を利用する場合には、好ましくはUC105-UC13の燃料比率が選択される。燃料要素に平坦なプレートが使用されるときは、製造上の目的のために、炭素は、好ましくは、焼結平坦燃料プレート14の外側表面と外側SiC被覆16との間の領域にも存在する。例示したタイプの核分裂性及び親物質の燃料要素の両方が、所望の充填密度を有する焼結された準単炭化物燃料プレートを外部容器の中にカプセル化することによって作られ、それらの外部容器は、数十年の期間にわたる原子炉の寿命にわたって、それらの強度及び完全性を保持する。原子炉運転は実質的に連続的であり、燃料交換なしに使用可能なエネルギーを生成するものと予想される。幾らかの核分裂生成物は、準単炭化物燃料の隙間に堆積することになる一方で、他の核分裂生成物は、燃料から移動し、出口ポート15を通って燃料要素12から出て、核分裂生成物捕集システムに入る。被覆材料は、自己焼鈍し、大幅な密度変化を避けることができるように選定され、好ましくは炭化ケイ素である。織製炭化ケイ素布地材料を、焼結燃料プレートを受け入れるポケットを形成するために使用することもできるし、そのような布地は、1つの上端から突出するバルブポートを有する燃料プレートの外面全体を包むために使用することもできる。そして、全体を包囲するSiC包み体は、高温蒸着プロセスを用いた結晶質ベータ炭化ケイ素材料の付着を介して不浸透性とされる。そのような炭化ケイ素の蒸気浸潤又は付着において使用される化学反応体は、単炭化物燃料に対して潜在的に有害であるため、そのような織製炭化ケイ素布地の包囲体の中に、そのような燃料プレート14をカプセル化する前に、最初にウラン単炭化物等の滑らかな層が、続いて熱分解炭素の密封層がプレートの外側表面全体にコーティングされる。任意選択では、出口ポート15が配置される小さな領域を、出口ポート取付物の装着によって防護するか、そうでなければマスクすることができる。そのような外側炭素密封層によって防護され、包囲する炭化ケイ素織製体の中に配置された炭化物燃料プレートを用いて、部分組立体が、包囲体全体の隙間にわたって炭化ケイ素を付着させる条件の下で気体蒸着を施され、本質的に完全に結晶質炭化ケイ素から作られた、一体化された固体容器を形成する。結果として得られる炭化ケイ素被覆は、少なくとも約1mmの厚さを有するべきであり、好ましくは約2mm~3mmの厚さである。そのような蒸着された炭化ケイ素は、焼結燃料プレートの外側表面を密封する熱分解炭素層から、平坦な燃料要素12の外側表面まで、優れた固体熱流通路も提供し、したがって、図7に示されているように、流れているヘリウム冷却材流に核分裂の熱が伝達される外側表面に対して、非常に良好な熱伝達伝導通路が容易に得られる。密封層中の炭素量は、使用されるべき過剰炭素の最終的な量を決定する際に、幾らかの寄与について考慮することができる。核分裂する燃料によって生成される全ての熱は、炉心から、燃料プレートを通り、SiC被覆及び隣接する構造物を通って、ヘリウム冷却材まで、熱伝導によって除去されなければならない。核分裂性物質の配分は、炉心の臨界維持能力、潜在的事故の間の最大温度の制限所望値、及び所望の寿命にわたって運転炉心の活性部分のまま残存するために望まれる初期核分裂性セクション等の一組の複合的な制限組によって決まる。親物質材料は、全体的な機能的要件を達成するために、残余の燃料領域内で使用される。親物質及び核分裂性の燃料の繊細なバランスは、原子炉が複数世代を支えることと、比較的高い燃料濃度を使用することと、親物質材料としてDU又は使用済み核燃料を使用することとを許容する。核分裂プロセスを通して核分裂生成物ガスが生成され、新規で長寿命の炉心を確保するために、そのような揮発性核分裂生成物を除去可能なように燃料要素が設計される。核分裂生成物ガスの放出及び除去を組み込むことにより、潜在的な過圧状態が防止されるだけでなく、核分裂生成物ガスが炉心内に存在し続けた場合、全体の運転効率、すなわち反応度を低減させ得る化学元素が除去される。固体核分裂生成物を収容するために、炉心を設計する際に焼結燃料体の充填フラクションが注意深く制御される。充填フラクションは、燃料が充填された空間を、燃料要素容器内で利用可能な空間で割った比として定義することができ、これは体積で表すことができる。充填フラクションの上限は、十分な相互連結多孔性を保持しながら、核分裂中に1つのウラン原子が2つの核分裂生成物に転換した結果として要求される更なる空間のための十分な体積を提供するように設定され、これにより、燃料要素の全寿命にわたって、揮発性核分裂生成物が常に核分裂生成物ガス捕集システムへと移動することができる。充填フラクションの下限は、利用可能な燃料空間内に十分な炭素を含みつつ、炉心内の核分裂性及び親物質の材料を最大化するように、かつ良好な熱伝導性を確保するように設定される。これらの目的を達成するために、充填フラクション又は充填密度は、50~80、好ましくは60~80であるべきことが分かった。逆に言えば、相互連結多孔性は少なくとも約20であり、約60の充填密度において、焼結体内のボイド空間は約40である。図1~図3においては、円柱状炉心を有する例示的な原子炉が示されているが、そのような幾何学的構成にもいかなるタイプの幾何学的構成にも限定されないことが意図されていると理解されるべきである。そのようなモジュール式核分裂廃棄物転換炉のモジュールは、好適には、炉心及び原子炉冷却材システムを含んでいる。そのような各原子炉モジュールは、その原子炉冷却材システムを介して、少なくとも1つの熱変換器に流体連通にて作動可能に連結されている。そのような原子炉モジュールはそれぞれ、それ自身で完全な、スタンドアローンの原子炉であるとみなすこともできるし、幾つかのそのような原子炉モジュールが一緒に連結されてもよい。所望であれば、そのような連結されたモジュールは、共通のエネルギー変換システムを使用し得る。上述したように、核分裂廃棄物転換炉のモジュールは、熱エネルギーレベルまで減速されていない中性子を使用する。そのため、そのようなモジュール式炉心の少なくとも一部は、1つの転換セクション又は複数の転換セクションの一部として、燃料親物質を含んでいる。炉心の別個の部分は、燃料物質が核分裂性燃料である1つ又は複数のセクションを含んでいる。そのような原子炉の最初の運転開始に際して、1つの炉心核分裂性セクション又は複数のセクション22が、1つの炉心転換セクション又は複数のセクション23に対して過剰中性子を提供する。次に、炉心転換セクション23は、大きなフラクションの核分裂性核種を含む燃料へとゆっくりと転換され、炉心の核分裂エネルギーの大きな部分を提供する。モジュール式核分裂廃棄物転換炉心は、中性子工学的に大規模な装置である。したがって、各モジュール式核分裂廃棄物転換炉心は、3つの特徴的な寸法を有し、その各々は通常、核分裂誘起中性子の1つの平均自由行程よりも実質的に小さくない。核分裂廃棄物転換炉の各モジュールは、原子炉圧力容器5a及び他の構造構成要素を含む炉心ハウジングを備えている。炉心ハウジングの、炉心自身に近接していない部分は、原子炉圧力容器内での使用に耐え得るいかなる材料、限定するものではないがステンレス鋼等からも作ることができ、である。原子炉ハウジング内で、中性子反射材8、9、18、19及び放射線遮蔽21が炉心を概ね包囲する。幾つかの実施形態では、原子炉圧力容器が地下に配置され、炉心ハウジングは、1次冷却材システムにおいて漏洩があった場合に圧力保持容器としても機能することができるケーソンの中に存在してもよい。内側反射材18内の凹部に配置された直円柱状の制御ドラム5dは、原子炉制御において使用することができ、他の既知の制御機器、例えば直線状制御棒が代替として使用することができる。12個のそのような回転可能なドラム5dが図3に示されているが、他の台数のドラムを使用することができる。制御ドラムは、例えば、BeOと黒鉛とに分けられた2つの半円筒型の半部で作ることができ、通常はBeOが炉心に面している。中性子ポイズンの層又は細長片が、通常は炉心から離れて配置されている黒鉛半部表面に取り付けられる。ドラムを回転させてポイズン層を炉心に近づけることによって制御が達成される。B4C、Gd2O3、Eu2O3、Er2O3、及びHfO2を含む、種々の制御ポイズンが使用可能である。炉心における中性子漏洩は比較的大きく、ポイズン層が回転されて炉心から離れているときでさえ、制御ドラム5dは幾らかの負の反応度効果を有している。十分に濃縮されたB4Cが好ましく、直径約30cmのドラムの表面の半分をコーティングするために、厚さ約1cmのB4Cの180°層を使用することができる。炉心は、好ましくは実質的に垂直方向に位置合わせされてその内部での原子炉流体流に対する抵抗を低減するのを助ける冷却材流路を含む。実質的に垂直方向の冷却材流路を使用することにより、自然循環適用における熱駆動ヘッドでの低減の緩和にも役立つことができる。冷却材流路は、炉心ハウジング内の下部入口プレナム7及び上部出口プレナム10と流体連通して作動可能に連結されている。原子炉冷却材システムのクロスダクト5のコールドレグ配管6等のような、原子炉冷却材システムの少なくとも一部が、入口プレナムに連結されている。原子炉冷却材システムのホットレグ配管11のような、原子炉冷却材システムの一部が、出口プレナムに連結されている。原子炉冷却材がヘリウムHeガスのとき、コールドレグ配管は、原子力グレード鋼から作ることができる。ホットレグ配管11は、高温鋼、耐火金属、又は高度セラミック複合材から作ることができる。図1に見られるように、ホットレグプレナムは、蒸気発生器のような熱交換器若しくは変換器4の入口への出口通路、又はそれら複数への出口通路に連結されている。コールドレグプレナム6は、熱変換器の各々の出口ポートから冷却された流体を受け入れて、それを炉心に戻すように連結されている。熱変換器4は、ガス駆動タービン発電機のような流体駆動タービン発電機とすることもできるし、蒸気発生器及び蒸気駆動タービン発電機の組み合わせとすることもできる。他の熱交換器も使用することができる。熱交換器は限定されるべきものではなく、具体的な適用のために所望されるいかなる種類の熱交換器も含むことができる。具体的な適用のために所望される、いかなる数の熱変換器も使用することができることが更に理解される。そのため、複数の構成が使用されるとき、熱変換器の数は、モジュール式核分裂廃棄物転換炉のモジュールの数と同じである必要はない。幾つかの実施形態において、原子炉冷却材システムは、その唯一の目的が、強制循環が使用されていないときの炉心熱除去にあるとしても、原子炉冷却材の自然循環を提供することができる。そのような適用においては、熱変換器は、具体的な適用のために所望される熱駆動ヘッドを生成するために垂直方向に十分に分離されて、モジュール式核分裂廃棄物転換炉の上に物理的に配置されている。他の実施形態においては、原子炉冷却材システムは強制循環システムである場合があり、所望により好適な原子炉冷却材サーキュレータ又は他の同様の装置が、原子炉冷却材配管系の中に含まれている。モジュール式核分裂廃棄物転換炉に関連した例示的な方法図12のフローチャートは、或るプロセス及び運転の実施態様を示している。当業者であれば、本明細書で用いられている提示のスタイルが例えば、全体図を提示するフローチャートの提示で始まり、その後で追加内容及び/又は更なる詳細を後続のフローチャートで提供する、概ね、様々なプロセスの実施態様について、迅速かつ容易な理解を可能にすることがわかるであろう。ここで図12を参照して、Th、U、高級アクチニド元素、及び/又は超ウラン元素のような核重金属が、初期核分裂性セクション及び転換セクションの両方について必要とされる。第1世代モジュール式核分裂廃棄物転換炉においては、初期核分裂性燃料重金属はLEUとすることができる。この燃料は、炭化物に化学的に変換され、焼結されかつ加工されて、被覆核分裂性燃料要素12にされる。第1世代モジュール式核分裂廃棄物転換炉心は、親物質材料、例えばDUを含んでおり、使用済み核燃料が使用されるとき、既存の被覆を除去し、後続の加工のために燃料を準備するという追加の工程が必要とされる。この工程は、揮発性核分裂生成物を放出する可能性があるが、概ね、異なる重金属を分離することも、固体核分裂生成物を実質的に除去することもしない。しかしながら、幾つかの核分裂生成物を所望により分離することができる。この親物質燃料は、また、炭化物に転換され、焼結されかつ加工されて、被覆親物質燃料要素にされる。図12に示されているように、第1世代モジュール式核分裂廃棄物転換炉の燃料/被覆/構造物は、第1世代モジュール式核分裂廃棄物転換炉の中に、その構造の一部として挿入される。第1世代モジュール式核分裂廃棄物転換炉の運転により、エネルギーが生成され、少なくとも頻繁に、好ましくは連続的に、炉心から揮発性核分裂生成物が除去される。20年以上である可能性が高い運転寿命の後、被覆及び燃料要素構造物を備えた燃料が、第1世代モジュール式核分裂廃棄物転換炉から除去される。核分裂生成物の崩壊のための待機期間は、後続の工程の際の放射線レベルを低減するために利用することができる。構造物及び被覆が燃料要素から除去され、処分され、その結果、残余の材料は、親物質及び核分裂性の重金属及び固体核分裂生成物からなる。この材料は、固体核分裂生成物のかなりのフラクションを除去するために処理されるが、そのような処理は通常、重金属の元素分離をもたらすことも、除去された使用済み燃料物質の濃縮度を変更することもしない。図12は、重金属/部分的固体核分裂生成物材料が、どのようにして次世代のモジュール式核分裂廃棄物転換炉の初期核分裂性炉心材料になるかを示している。第1世代及び第2世代のモジュール式炉心において使用される親物質材料の量は僅かに異なる場合があるが、数世代後にはプロセスが定常状態に達し、材料の体積及び組成が、炉心の世代間で大幅に変化することはない。そのようなモジュール式原子炉システムの第1世代炉心の運転寿命の後、幾らかの新しい親物質材料一般にはDU又は使用済み核燃料のような核廃棄物が、次の炉心に供給され、その際、運転寿命中に除去された揮発性核分裂生成物及び使用済み炉心燃料要素から分離された核分裂生成物は取り除かれる。炉心の例示的な実施形態使用され得る炉心の物理的構成の1つの実施形態は、種々の図面に記載される。炉心は、燃料集合体、反射材要素、中性子遮蔽、起動用中性子源、及び反応度制御構成要素を含み、全てが炉心バレル21a内に配置され、炉心支持構造物5cによって支持されている。活性炉心は、矩形でセラミック製の燃料要素ホルダー13aの集合体によって提供することができ、その各々が、内側垂直壁面内に全長チャネル又は溝を含み、それらの中に平坦な燃料要素12が摺動可能に装着され、互いに均一に離間されてヘリウム冷却材の流れのための垂直流路を提供する。例示されている活性炉心の実施形態は、21個の並置された燃料カラムを含む層化炉心の核分裂性セクションの図示とともに、概ね活性炉心中間面における炉心の断面図を示す図3及び図9を参照。そのような平坦な燃料要素を用いた例示的な炉心は、積み重ねられた層又はアレイの形態の17個の水平領域を含むことができ、例示された実施形態における各アレイは、21個の燃料要素集合体13を含み、図6に見られるように、包囲する、矩形のオープンボックス又はホルダー13a内に2列で、48個の平坦な、垂直方向に位置合わせされた燃料要素12が設けられている。核分裂性燃料要素及び親物質燃料要素の両方の集合体13について構成が同一であり、さらに、上部反射材及び下部反射材を提供するために、同様の構成が好都合に使用される。個々の燃料要素12は、ホルダー13aを構成する構造材料の側壁中央分離体内に切り込まれたチャネル又は溝の中に摺動可能に受け入れられており、ホルダーは好ましくは炭化ケイ素複合材料である。上述したように、装着された燃料要素12は、グリーンSiCペーストの薄い層を用いて、燃料要素被覆を加熱して、包囲するホルダー内の溝の表面に接着することによって、包囲するフレームに好適に固定するか、又は取り付けることができる。通常の燃料要素集合体13は、一辺が約43センチメートルの正方形とすることができ、高さを約16cmとすることができる。頂部及び底部が開放された例示のホルダー13aは、24個ずつの2つのグループとして支持された48個の燃料要素を含むように設計されており、燃料要素が約3mm離間されて冷却材の流路が提供されている。したがって、例示的な炉心のこの一実施形態においては、17の水平層の各々の中に正方形断面の21個の燃料要素集合体13があり、約2.72メートルの高さを有する活性炉心領域が提供される。この炉心の実施形態は、垂直方向に順次、上部転換セクションを提供する4つの層、上部初期核分裂性セクションを提供する3つの層、中央転換セクションを提供する3つの層、下部初期核分裂性セクションを提供する3つの層、及び下部転換セクションを提供する4つの層を含むことができる。上部初期核分裂性セクション及び下部初期核分裂性セクションの水平領域を構成する6つの層は、それぞれ、8個の正方形ボックスの形態の核分裂性燃料要素の環状パターン又は領域を含み、ボックスは、親物質燃料要素のみを含む1つの中央ボックスを包囲する核分裂性燃料要素で完全に充填されている。図3及び図9に太線で示されているように、12個の残余のボックスは、21個のカラム炉心構成の中心の9個のボックス正方形領域の周囲の周りに配置されており、各ボックスは、一半部の核分裂性燃料要素及び一半部の親物質燃料要素を含んでおり、親物質燃料要素は、各ボックスの半径方向外側の半部に配置されている。したがって、2つの初期核分裂性燃料セクション22を構成する6つの水平方向アレイのそれぞれの核分裂性燃料領域は、それぞれ、図3において太く濃い輪郭によって境界付けられた環状領域内に位置された672個の核分裂性燃料要素のパターンを含んでいる。これは、48個の親物質燃料要素を含む1つの中央ホルダーを包囲するアレイの中の概ね環状のパターンを示している。半径方向に最も外側の12個の燃料集合体は、半径方向外側の半部において288個の親物質燃料要素を含み、これらの水平方向アレイの各々の中に全部で336個の親物質燃料要素がある。転換セクション23を含む11枚の層は、各々、完全に親物質の燃料要素の21体の集合体を含み、すなわち、1008個の燃料要素が各アレイにある。図9に最も良く見られるように、ボックスの向きは交互となっており、これにより、1つの層での各ボックスにおける平坦な燃料要素12は、いずれのボックスでも、4つの方向のいずれかに直接的に沿わせて、燃料要素12に対して90°に位置合わせされている。活性炉心領域の垂直方向の下方及び上方に反射材領域が配置されており、これは図2に概略的に示されており、参照番号8及び9で示されている。これら2つの上部反射材領域及び下部反射材領域は、親物質及び核分裂性の燃料要素と同様の形状の黒鉛材料の平坦プレートのアレイで好都合に作られており、同様のセラミックホルダー内に配置されている。この構成は、下部反射材8、活性炉心2、及び上部反射材9を通る上向きのヘリウム冷却材流のための連続的な垂直方向流路を形成する。隣接するコラムにおける平坦な燃料要素の向きの交互の構成は、炉心にわたって不均等な冷却材分布をもたらし得る潜在的な流れを防ぐ。本明細書で開示されたモジュール式核分裂廃棄物転換炉の実施形態の構成及び幾何学的配置、それらの炉心及びそれらの構成要素は、いかなる幾何学的配置及び/又は構成に限定することを意図したものではないことが理解される。記述された構成要素例えばブロック、装置、及び目的、並びにそれらに付随する議論は、概念的な明瞭性のための例として使用されており、様々な形態変更を許容することができる。したがって、本明細書で使用されているように、言及されている特定の例及び付随する議論は、それらの、より一般的なクラスの代表例として意図したものである。概して、本明細書でのいかなる特定の例の使用も、そのクラスの代表例として意図したものであり、そのような特定の構成要素例えばブロック、装置、及び本明細書での目的を含まないことは、限定を所望することを示すものと解されるべきではない。上記で示したように、焼結炭化物燃料体を含む燃料要素は、様々な形状を取ることができる。燃料要素は、図5及び図6に示した平坦プレート形状の代わりに、図16Aに示したように細長の燃料棒51の形態を取ることができる。そのような燃料棒要素は、平坦なカバー55を有する筒状炭化ケイ素材料容器53を含むことができ、平坦なカバー55は、そのようなカバーの中心に配置されたベント57を担持する。そのようなベントは、燃料棒要素の頂部又は底部のいずれかに配置することができる。そのような細長の円筒状管53は、個々の焼結燃料コンパクトのカラムを保持するもので、直径数センチメートル及び高さ数センチメートルの焼結炭化物燃料の短い円筒とすることができる。燃料体59の各々は、その側部表面に、ウラン単炭化物等の滑らかな層61でコーティングされていても良く、これにより、燃料材料から、取り囲む炭化ケイ素容器53の側壁への良好な熱伝達が確保される。そのような棒タイプの燃料要素51内の燃料体59のための容器として機能する細長の管53は、独立して製造されるので、燃料が、蒸気雰囲気からのベータ炭化ケイ素の蒸着に、潜在的に曝されることがなく、このため、焼結燃料は、熱分解炭素密封層を必要とする可能性が低い。これらの燃料棒要素51は、炉心の全体高さにわたって延びていてもよいことが意図される。この場合、各筒状容器53は、核分裂性及び/又は親物質の炭化物核種の適当な焼結コンパクトを含む。例えば、2つの離間された初期核分裂性セクション22の環状パターン領域を通る炉心の垂直カラム内に配置された棒状燃料要素51は、親物質核種体で形成された下部領域を含んでいてもよい。それの上に、炉心の下部初期核分裂性セクションに寄与する核分裂性核種を含む下部中間領域が配置される。親物質核種体の中央領域がその上に配置され、上部初期核分裂性セクション22に寄与する核分裂性核種を含む上部中間領域が載っている。そして、親物質燃料体の領域がその上を、例えばベント57が頂部に配置されていれば、カバー55まで延びている。円柱状燃料体コンパクトの全てが、上記で説明したような充填密度を提供される。任意には、中央孔62を燃料体59に設けることができ、これにより、その頂部又は底部にて、細長の燃料要素51の全長を通ってベント57まで、揮発性核分裂生成物のための通路が確保される。取り扱い上の目的から、これらの燃料棒要素51は、炭化ケイ素等でできた包囲する浅いボックス63内に設けられるものと考えられる。図16Cには、六角形管63の形態のそのような細長のボックスが示されている。複数のそのような六角形管63は、好都合に一緒に嵌合され、それらの側壁が互いに並んで配置され、垂直炉心2が形成されている。代替的には、正方形ボックス又は他の同型形状のボックスも使用することができる。図16C及び図16Dに示されているように、燃料棒要素51は、そのような包囲するボックス又はフレーム63内に密に充填される。例えば、オープンメッシュ65を、六角形ボックス63の頂部表面及び底部表面に付着することができ、燃料棒要素51の正規の間隔が支援され、これにより、要素のそれぞれの表面全体を包囲する冷却材チャネルが存在し、そこからの均一な熱伝達が確保される。ヘッダーシステム図示せずが、例えば六角形ボックス63内に設けられる91個の個々の燃料棒要素51のベント57を相互接続するために同様に使用される。各六角形ボックスの頂部又は底部からのそのようなヘッダーは、上記で記述したように、核分裂生成物分離施設に繋がる配管に接続されている。おそらく、燃料要素51は、更に細長くして上部原子炉セクション及び下部原子炉セクションを含むようにすることができる。しかしながら、反射材材料が核分裂生成物を生成しない限りは、燃料及び冷却材流路の幾何学的パターンを、これらの領域を通して簡単に継続する炉心領域の上方又は下方に配置され得る、反射材材料の棒の同様のボックスを提供することが得策である場合がある。本明細書では種々の態様及び実施形態を開示したが、これらは本発明者に現在知られている最良の形態を構成するものであり、他の態様及び実施形態が当業者には明らかであり、本発明から逸脱することなく変更を行うことが可能であり、その範囲は、添付の特許請求の範囲において規定される。特有の特徴が、以下の特許請求の範囲において強調される。