JP2018513985A

JP2018513985A - Power generation by portable subcritical modules and related methods

Info

Publication number: JP2018513985A
Application number: JP2018504084A
Authority: JP
Inventors: フィリポネ，クラウディオ
Original assignee: Individual
Current assignee: Individual
Priority date: 2015-10-07
Filing date: 2016-04-12
Publication date: 2018-05-31
Also published as: CN107408413A

Abstract

可搬型発電モジュール（100）であって、電力変換装置（201）であり、熱交換（208、204、214）、タービン膨張機（211）、及びコンプレッサタービン（210）、及び様々な種類の核燃料（700、502）が装填された亜臨界の核燃料カートリッジ（203）、前記亜臨界核燃料カートリッジは、前記燃料カートリッジを前記電力変換装置（201）と一体化して支持する装置で構成され、電気及びプロセス熱へ変換するために制御された量の熱エネルギー生成を可能にする設計同様の1つ又は複数の付加的に独立した一体型亜臨界モジュールへ中性子的に結合する密封した一体型の亜臨界パワーモジュールを形成する。【選択図】図３ＢPortable power generation module (100), power converter (201), heat exchange (208, 204, 214), turbine expander (211), compressor turbine (210), and various types of nuclear fuel (700, 502) loaded with a subcritical nuclear fuel cartridge (203), and the subcritical nuclear fuel cartridge comprises a device that supports the fuel cartridge integrally with the power conversion device (201). Sealed integrated subcritical power neutronically coupled to one or more additional independent integrated subcritical modules similar to a design that allows controlled amounts of thermal energy to be converted to heat Form a module. [Selection] Figure 3B

Description

［関連出願］
本出願は、2015年10月7日に出願した、「Holos Rapidly Deployable Highly-Integrated Micro Modular Reactor (HI-MMR)」と題する米国仮特許出願第62/284,707号及び「Transportable Sub-critical Modules for Power Generation & Related Methods」と題する米国仮特許出願第62/178,400の利益の優先性を主張し、その両方の開示は、その全体が参照により本明細書に組み込まれる。 [Related applications]
This application is filed on Oct. 7, 2015, U.S. Provisional Patent Application No. 62 / 284,707 entitled `` Holos Rapidly Deployable Highly-Integrated Micro Modular Reactor (HI-MMR) '' and `` Transportable Sub-critical Modules for Power ''. Claims priority of US Provisional Patent Application No. 62 / 178,400 entitled “Generation & Related Methods”, the disclosures of both of which are hereby incorporated by reference in their entirety.

本発明は、ブレイトン式電力サイクル及びランキン式電力サイクルを組み合わせたリモート式発電用の電力変換及び調整を含む、原子炉の運転停止から数時間以内に展開可能で回収可能なマイクロモジュール式の、コンパクトで可搬型の本質的に安全な原子力発電機を用いた可搬型の配電可能な電力及びプロセス熱生成に関する。 The present invention is a micro-module, compact, deployable and recoverable within hours of reactor shutdown including power conversion and regulation for remote power generation that combines Brayton power cycle and Rankine power cycle The present invention relates to portable and distributable power and process heat generation using a portable and intrinsically safe nuclear generator.

原子力発電機は、停止後に崩壊熱エネルギーを自然に生成する炉心から構成される。いくつかの要因の中でも特に停止後の核燃料のエネルギー量は、発電履歴及び電力密度に比例する。核燃料の加熱を回避するには、炉心の外部システムによって一般的に支持される冗長な熱を伝達する機構を用いて崩壊熱エネルギーを炉心から伝達する必要がある。当該システムは、炉心を含む容器から一定の距離にある施設内に一般的に設置され、熱エネルギーを環境に伝達するために利用される熱交換器に炉心を熱水力で結合する配管の複雑なネットワークを必要とする（すなわち、最終熱吸収器）。炉心を冷却する熱交換器を通る冷却材は、電動の再循環器（すなわち、ポンプ、送風機）を使って能動的に循環することができる。代替方法として、冷却材は、冷却材密度の変化に基づいて重力駆動する自然循環機構によって、炉心を通り受動的に循環することができる。現代の原子炉はその大きさとは無関係に、受動的、能動的、又はその両方を組み合わせて作動し、核燃料を含んだ圧力容器の外部で作動するように構成された冗長した炉心の崩壊熱除去システムに依存している。 A nuclear power generator is composed of a core that naturally generates decay heat energy after shutdown. Among other factors, the amount of nuclear fuel energy after stopping is proportional to the power generation history and power density. To avoid heating the nuclear fuel, it is necessary to transfer decay heat energy from the core using a redundant heat transfer mechanism that is typically supported by an external system in the core. The system is typically installed in a facility at a certain distance from the vessel containing the core, and the piping complex that couples the core thermothermally to a heat exchanger that is used to transfer thermal energy to the environment. Network (ie final heat absorber). The coolant through the heat exchanger that cools the core can be actively circulated using an electric recirculator (ie, pump, blower). As an alternative, the coolant can be circulated passively through the core by a natural circulation mechanism that is gravity driven based on changes in coolant density. Modern reactors, regardless of their size, operate passively, actively, or a combination of both, and decay heat removal of redundant cores configured to operate outside of a pressure vessel containing nuclear fuel Depends on the system.

炉心から崩壊熱エネルギーを除去するために「能動的な」安全機能を採用した設計は、炉心の電力に大きく依存し、全ての作動条件下だけでなく、炉心の停止中にも安全な温度内に維持している。安全運転を確保するために、能動的な安全システムに依存する設計では、冗長な専用の構内緊急用ディーゼル発電機（EDG）を介して電力に接続し、現場から離れた複数の電力網に常時接続する必要がある。 Designs that employ “active” safety features to remove decay thermal energy from the core depend heavily on the power of the core and are within a safe temperature range not only under all operating conditions but also during core shutdown. To maintain. For designs that rely on active safety systems to ensure safe operation, connect to power through redundant dedicated on-site emergency diesel generators (EDGs) and always connect to multiple power grids off site There is a need to.

一方、受動的な安全機能に依存した設計では、重力及び炉心に対して比較的高い標高に設置されるタンク又は貯水構造（すなわち、覆工コンクリートの貯水池）に一般的に格納される冷却材（すなわち、水）の大量在庫に依存する。炉心及び冷却材の貯蔵タンク又は構造との間の高度差では、冷却材が自然循環を吸い上げ、炉心から崩壊熱エネルギーを効果的に除去することを確実にすることが必要とされる。冷却材の大量在庫に基づく受動的な安全機能の場合、崩壊熱の長期的な除去を適切に提供することは、比較的短時間に冷却材の在庫が補充できる性能に大きく依存する。受動的な再循環システムに基づく炉心の冷却効果は、最終熱吸収器に代表される環境温度及び湿度条件に強く依存する。
一般的に、環境温度が上昇すると、自然対流冷却を受動的かつ効果的に実行する性能が徐々に低下する。その結果、重力駆動の冷却材再循環に基づく受動的な崩壊熱の除去は、穏やかな気候で作動する原子力発電機に最も適している。 On the other hand, designs that rely on passive safety features typically contain coolants that are stored in tanks or reservoir structures (ie, lining concrete reservoirs) that are installed at relatively high elevations relative to gravity and core. That is, it depends on a large stock of water). The altitude difference between the core and the coolant storage tank or structure requires that the coolant suck up the natural circulation and effectively remove decay heat energy from the core. In the case of a passive safety function based on a large quantity of coolant inventory, adequate provision of long-term decay heat removal is highly dependent on the ability of the coolant inventory to be replenished in a relatively short time. The cooling effect of the core based on the passive recirculation system strongly depends on the environmental temperature and humidity conditions represented by the final heat absorber.
In general, as the environmental temperature increases, the ability to perform natural convection cooling passively and effectively decreases gradually. As a result, passive decay heat removal based on gravity-driven coolant recirculation is most appropriate for nuclear power generators operating in mild climates.

受動的及び能動的な安全システムは、一般的に炉心を収納する圧力容器の外部に展開する一式の部品によって形成される。その結果、ポンプや送風機を加えた受動的なシステム用の冗長な配管、バルブ、熱交換器、及び制御ケーブルで管理及び監視される動力から成る複雑なシステムとなる。 Passive and active safety systems are generally formed by a set of parts that deploy outside the pressure vessel that houses the core. The result is a complex system of power managed and monitored by redundant piping, valves, heat exchangers, and control cables for passive systems plus pumps and blowers.

商業用に作動する原子炉の炉心、ならびに水中で減速されるモジュラー式小型原子炉（SMR）設計の炉心は、高温水や高温蒸気のある所で酸化する物質で覆われた要素を利用して核燃料が装填されるのが一般的である。冷却材の損失、又は炉心の能動的又は受動的な崩壊熱除去システムの不具合などで炉心の過熱が起こると、被覆材及び水/蒸気間の化学反応によって水素が生成される。水素が蓄積して自然発火し、それにより安全上深刻な課題が生じる。原子力事故の結果としての水素生成に対処するために、原子力発電所は、冗長な水素管理装置を採用し、例えば、発火の制御を実行して、水素の大量蓄積を防止する。これらの安全システムには作動させるための電力を必要とし、施設全体のバランスを更に複雑化させると同時に、運転コストを増加させる。冗長化は、一般的に確率論的リスク評価及び想定事故の設計を根拠とした結果である。複数の電力網への接続性、複数の緊急用ディーゼル発電機、及び制御と緊急用の動力を数時間で提供できる性能を備えたバッテリーによって供給される構内用電力網の利用性に代表される冗長性にもかかわらず、炉心融解及び水素爆発が原子力の歴史を通じて発生している（すなわち、福島第一原子力発電所に代表される事故シナリオ及び結果を参照）。
これは、設計上の事故を超えて引き起こされ、極端な地震、津波、電力網事故による喪失に代表されるような破壊的な事故は、確率的リスク評価によって予測されるように発生確率が非常に低いにも関わらず、安全性及び経済へ許容できない影響を与えていることを実証している。 Commercially operated nuclear reactor cores, as well as underwater moderated modular small nuclear reactor (SMR) design cores, utilize elements covered with materials that oxidize in the presence of hot water or steam. It is common to load nuclear fuel. When the core overheats due to coolant loss or failure of the core active or passive decay heat removal system, hydrogen is generated by a chemical reaction between the cladding and water / steam. Hydrogen accumulates and spontaneously ignites, which creates serious safety issues. In order to deal with hydrogen production as a result of a nuclear accident, nuclear power plants employ redundant hydrogen management devices, for example, to control ignition to prevent mass accumulation of hydrogen. These safety systems require power to operate, further complicating the overall balance of the facility and increasing operating costs. Redundancy is generally a result based on probabilistic risk assessment and design of contingencies. Redundancy typified by the availability of multiple power grid connectivity, multiple emergency diesel generators, and on-premises power grid powered by a battery with the ability to provide control and emergency power in hours Nevertheless, core melting and hydrogen explosions have occurred throughout the history of nuclear power (ie see accident scenarios and results represented by the Fukushima Daiichi NPS).
This is caused beyond design accidents, and catastrophic accidents such as those caused by extreme earthquakes, tsunamis, and power grid accidents have a very high probability of occurrence as predicted by probabilistic risk assessment. Despite being low, it has demonstrated unacceptable impact on safety and economy.

可搬型MMR設計に関するもう1つの重要な要件は、発電システムによって表される総重量である。出願番号PCT/US2013/059445では、電力変換装置と一体化した炉心によって形成された「モジュール式可搬型原子力発電機」について説明している。この例における炉心は、能動的な制御機構及び燃料と一緒に埋め込まれた可燃性の中性子吸収材によって、時間の経過と共に制御される超臨界システムとして開発されている。このシステムを作動させるには、炉心、電力変換システム、一体型圧力容器及びシールドの総重量は、一般的に利用できる昇降運搬装置に対して依然としてかなり重い。更に、通常運転及び通常ではない状態でこのシステムが示す熱遮断は、運転及び事故シナリオに基づいた信頼性の高い設計の下で、比較的大型な炉心の中心部の温度が安全な範囲内にあることを保証するために依然として重大な課題を提起している。 Another important requirement for portable MMR designs is the total weight represented by the power generation system. Application number PCT / US2013 / 059445 describes a “modular portable nuclear power generator” formed by a reactor core integrated with a power converter. The core in this example has been developed as a supercritical system that is controlled over time by an active control mechanism and a combustible neutron absorber embedded with the fuel. In order to operate this system, the total weight of the core, power conversion system, integrated pressure vessel and shield is still quite heavy relative to commonly available lifting and conveying devices. In addition, the thermal shutoff exhibited by the system in normal operation and in unusual conditions is such that the temperature at the core of a relatively large core is within a safe range under a reliable design based on operation and accident scenarios. It still poses significant challenges to ensure that there is.

本発明は、システム全体を形成するために組み立てられた際、弱い電力網のある現場又は、1つ又は複数のMMRが現地の電力網に給電する発電所を示す現場での様々な電力需要に適合し得る、可動性のマイクロモジュールリアクター（MMR）の集まりを介して発電を可能にする、臨界及び超臨界システムを形成するモジュール式サブコンポーネントを用いた原子力発電に関する。
提案されたMMRは、電力網と直接的、又は開閉所/変電所を介して相互作用し、MMRが遠隔の「電力系統のない」アプリケーションに必要とされる送電系統を示す発電を支持することもできる。本発明は、例えば電気やプロセス熱を可動性のある装置（すなわち船舶）及び固定設備（すなわち、陸上油田掘削装置及び海洋油田掘削装置）に供給するために核***及び崩壊熱原子力を利用する様々な発電部品に関する。また、本発明は支持電力を実行不能な再生可能エネルギー発電機（すなわち、風力、太陽光）に供給することもできると同時に、環境極限によって機能が損なわれることなく、展開場所に基盤を必要としないため、軍事基地の操作を前進させ遠隔操作させることができる。 The present invention, when assembled to form the entire system, meets a variety of power demands on site with weak power grids or on-site showing power plants where one or more MMRs power the local power grid. It relates to nuclear power generation using modular sub-components that form critical and supercritical systems that enable power generation through a collection of mobile micromodule reactors (MMRs).
The proposed MMR can also interact with the power grid, either directly or through switch stations / substations, to support power generation where the MMR represents a transmission system that is required for remote “no power system” applications. it can. The present invention provides a variety of applications that utilize fission and decay thermal nuclear power to provide, for example, electricity and process heat to mobile equipment (ie, ships) and stationary equipment (ie, onshore and offshore oil rigs). It relates to power generation parts. In addition, the present invention can supply supporting power to an infeasible renewable energy generator (ie, wind power, solar power), and at the same time requires a foundation at the deployment site without sacrificing functionality due to environmental limitations. Therefore, the operation of the military base can be advanced and operated remotely.

本発明の目的は、運搬中のガンマ放射線及び通常運転中の中性子及びガンマ放射線に対する遮蔽を提供し、以下の要件を満たす可搬式完全密閉型亜臨界発電機モジュールを提供することである。
1）軽量であり、標準的な輸送プラットフォームを通じた輸送能力を確保するために、国際標準化機構（ISOコンテナ）に基づくコンテナによる従来の輸送貨物を特徴付ける寸法及び重量要件に完全に含まれる。
2）本質的に亜臨界であり、複数の亜臨界モジュールが展開場所で組み立てられる場合のみ超臨界になる。
3）提案されたMMRは、電気負荷タイプ（電気網、変電所、開閉所）とは独立して作動し、迅速な負荷追従を実行するため、現場での周辺機器（BoP）接続を必要としない。
4）冷却に対してのみ環境空気に依存する。
5）各亜臨界モジュールは、「普遍的な炉心プラットフォーム」を提供して、19%未満に濃縮された非増殖燃料を装填した「ユニバーサル燃料カートリッジ」内に含まれる様々な種類の燃料及びモデレータの相互作用を提供し、定格出力運転日数は最低11MWth（メガワット熱）で最低3,650日提供する。
6）各亜臨界モジュールは燃料サイクル終了時に、標準的な廃棄物処理キャニスター内に収まり、地質内の恒久的な収納場所での熱負荷要件を満たす地下にある恒久的な貯蔵庫用の電気を自動生成する。
7）遠隔操作が可能である。
8）超高圧容器制御機能を提供する。
9）センサーやプローブ用の亜臨界炉心の密封状態での接近を実現し、交換又は改修を容易にする。
10）同位体の選択的生成を支持するために、亜臨界炉心領域内に統合された密封ポートを介して保護された接近を提供する。
11）炉心に関するシナリオが侵害された場合であっても発揮性物質を放出することなく、敵意のある攻撃に耐えることができる。
12）「避難計画ゾーンゼロ」の要件（敵意のある攻撃又は妨害に関するシナリオにおいて発揮性物質を生成しないこと）に準拠している。 It is an object of the present invention to provide a portable fully enclosed subcritical generator module that provides shielding against gamma radiation in transit and neutron and gamma radiation during normal operation and meets the following requirements.
1) Lightweight and fully included in the size and weight requirements that characterize conventional transport cargo by containers based on the International Organization for Standardization (ISO containers) to ensure transport capacity through standard transport platforms.
2) Subcritical in nature and supercritical only when multiple subcritical modules are assembled at the deployment site.
3) The proposed MMR operates independently of the electrical load type (electric network, substation, switchgear) and requires on-site peripheral (BoP) connections to perform rapid load following do not do.
4) Rely on ambient air only for cooling.
5) Each subcritical module provides a “universal core platform” for various types of fuels and moderators contained in a “universal fuel cartridge” loaded with non-proliferating fuel enriched to less than 19%. Provide interaction and provide a minimum output power of 11MWth (megawatt heat) and a minimum of 3,650 days.
6) Each subcritical module automatically fits into a permanent waste storage canister at the end of the fuel cycle and meets the thermal load requirements of a permanent storage location in the geology Generate.
7) Remote operation is possible.
8) Provide super high pressure vessel control function.
9) Realize closed access of subcritical cores for sensors and probes to facilitate replacement or refurbishment.
10) Provide protected access through an integrated sealing port in the subcritical core region to support the selective production of isotopes.
11) Even if a scenario related to the core is violated, it can withstand hostile attacks without releasing any active material.
12) Comply with the requirements of “Zero Evacuation Zone 0” (do not generate any active substance in hostile attack or intercept scenarios).

本発明の利点及び目的を達成するために、本明細書において具現化され幅広く説明されるように、本発明の一様態は、輸送及び運転中に熱水力及び遮蔽機能を提供する強化された構造内に含まれる、完全に密封され、独立した部分の炉心によって形成される可搬型の受動冷却式原子力発電機を提供する。 To achieve the advantages and objectives of the present invention, as embodied and broadly described herein, one aspect of the present invention is enhanced to provide thermal hydraulic and shielding functions during transportation and operation. Provided is a portable passively cooled nuclear power generator formed by a completely sealed and independent part core contained within a structure.

本発明の更なる目的及び利点は、以下の説明に部分的に記載され、部分的には説明から明らかになり、或いは本発明の実施よって習得される。本発明の目的及び利点は、添付の特許請求の範囲において、特に指摘した要素及び組み合わせによって実現し達成されうる。 Additional objects and advantages of the invention will be set forth in part in the description which follows, and in part will be obvious from the description, or may be learned by practice of the invention. The objects and advantages of the invention may be realized and attained by means of the elements and combinations particularly pointed out in the appended claims.

前述の要約説明及び以下の詳細な説明の両方は、例示的及び説明的なものにすぎず、特許請求される本発明を限定するものではないと理解すべきである。 It is to be understood that both the foregoing summary and the following detailed description are exemplary and explanatory only and are not restrictive of the invention as claimed.

添付の図面は本明細書に組み込まれ、本明細書の一部を構成し、本発明に関するいくつかの実施形態を示し、説明と共に、MMR及びその様々な構成要素を説明している装置及び方法の原理を説明する役割を果たす。 The accompanying drawings, which are incorporated in and constitute a part of this specification, illustrate several embodiments of the invention, and together with the description, describe an apparatus and method that describes MMR and its various components. It plays a role in explaining the principle.

本発明の例示的な実施形態に準じた、発電用可搬型MMRの斜視図である。It is a perspective view of the portable MMR for power generation according to exemplary embodiment of the present invention.

一体型電力変換装置（PCU）、制御装置、放射シールド、熱伝達装置を搭載している、完全密閉型亜臨界パワーモジュール（SSM）の概略図である。1 is a schematic view of a fully enclosed subcritical power module (SSM) equipped with an integrated power converter (PCU), a controller, a radiation shield, and a heat transfer device. FIG.

外部制御装置（外部コア制御システム）との界面に絞っている、中央部分を示した可搬型SSMの透視図である。It is a perspective view of the portable SSM which showed the center part narrowed down to the interface with an external control device (external core control system).

必要な電力成分を備えたPCUと、様々な種類の核燃料と融合できるように設計されたユニバーサルコアカートリッジ（UCC）から構成されるSSMの機能系統図である。It is a functional system diagram of SSM that consists of a PCU with the necessary power components and a universal core cartridge (UCC) designed to be fused with various types of nuclear fuel.

超臨界（操作）電力システムを形成するために3つのSSMを結合した正面図である。FIG. 3 is a front view of three SSMs combined to form a supercritical (operating) power system.

各SSMが位置をずらして幾何学的バックリング及び材料バックリングの不整列を実行する性能を示しているSSMの斜視図である。FIG. 5 is a perspective view of an SSM showing the ability of each SSM to perform misalignment of geometric buckling and material buckling by shifting positions.

ISO輸送コンテナに搭載した熱伝導及びシールド構造内に設置した、亜臨界的に完全に一体化された3つのSSMの斜視図である。FIG. 3 is a perspective view of three subcritically fully integrated SSMs installed in a heat transfer and shield structure mounted on an ISO shipping container.

材料バックリング要件及び幾何学的バックリング要件を満たす単一の炉心を形成するために組み立てた、3つのSSMの斜視図である。FIG. 4 is a perspective view of three SSMs assembled to form a single core that meets material and geometric buckling requirements.

ISO輸送コンテナ内で完全に一体化された構造へ先に結合したSSMを挿入し、機械的支持を得るための操作を示す。The procedure for inserting a previously coupled SSM into a fully integrated structure within an ISO shipping container and obtaining mechanical support is shown.

周辺部に部分冷却チャネルを備えた6角形の中空棒の形状における核燃料の構成を示すが、これに限定されない。Although the configuration of the nuclear fuel in the shape of a hexagonal hollow rod provided with a partial cooling channel in the peripheral portion is shown, it is not limited to this.

6角形の中空棒を形成する構成要素についてより詳細でかつ拡張した図である。FIG. 6 is a more detailed and expanded view of the components that form a hexagonal hollow rod.

6角形の中空棒7本が結合し、機械的支持を形成している部分を上部から見た概略図である。FIG. 5 is a schematic view of a portion where seven hexagonal hollow bars are joined to form a mechanical support when viewed from above.

燃料充填前に6角形の中空棒の一部分を示した透視図である（中空を表示）。It is the perspective view which showed a part of hexagonal hollow rod before fuel filling (hollow is displayed).

6角形の各燃料棒が、図示のように冷却チャネル装置の結合によって構造的に支持されるようになる方法を示した図である。FIG. 6 shows how hexagonal fuel rods are structurally supported by coupling of cooling channel devices as shown.

ユニバーサルコアカートリッジ（UCC）内部の断面透視図である。It is a cross-sectional perspective view inside a universal core cartridge (UCC).

棒の内部に入れた燃料の周りに冷却チャネルが形成される様子を示した、6角形の燃料棒7本から構成されるクラスタの上面図である（明確にするために中身は空で示した）。A top view of a cluster of seven hexagonal fuel rods showing the formation of a cooling channel around the fuel inside the rods (contents shown empty for clarity) ).

冷却チャネルが6角形の各棒の周囲で形成され、更に大きな冷却チャネルが燃料バンドルの内壁及び6角形の燃料棒の母体との間で形成される、いくつかの6角形の燃料棒で形成された燃料バンドルの上面図である（視覚的に分かりやすくするために内部の燃料要素は取り除いている）。A cooling channel is formed around each hexagonal rod and a larger cooling channel is formed of several hexagonal fuel rods formed between the inner wall of the fuel bundle and the hexagonal fuel rod base. FIG. 2 is a top view of a fuel bundle (with internal fuel elements removed for visual clarity).

UCC内で密閉された一定数の燃料バンドルが入っている、6個のSSMからなる上面図である。FIG. 6 is a top view of six SSMs containing a certain number of fuel bundles sealed within a UCC.

完成したSSMの概略図である。It is the schematic of completed SSM.

6角形の燃料棒を示した図である。It is the figure which showed the hexagonal fuel rod.

図6A〜図6Cに記載した燃料母体の一部を示した図である。FIG. 6 is a view showing a part of the fuel matrix described in FIGS. 6A to 6C.

亜臨界の2つの炉心部分の透視図である。It is a perspective view of two subcritical core parts.

UCCが恒久的に密封された状態で作動する際、UCCが燃料の充填、支持、及び冷却を行っている間に6角形の燃料棒を動かす冷却チャネルを形成するガイドを示す、UCCの一部を切り取った断面図である。Part of UCC showing guides that form cooling channels that move hexagonal fuel rods while UCC is filling, supporting, and cooling while UCC is operating in a permanently sealed condition It is sectional drawing which cut off.

幾何学的バックリング及び材料バックリングに合わせて整列させるために構成された6個のSSMからなる上面図である（あらゆる炉心が電力を生成するために必要な構成）。FIG. 6 is a top view of six SSMs configured to align with geometric and material buckling (configuration required for any core to generate power).

6個のSSMを上から見た図である。It is the figure which looked at six SSM from the top.

外骨格構造及び4つの内1つのSSMの実施形態の透視図である。FIG. 4 is a perspective view of an embodiment of an exoskeleton structure and one of four SSMs.

図9Aで記載した外骨格支持構造の透視図であり、4つの内1つのSSMが完全に下へ延びている図である。FIG. 9B is a perspective view of the exoskeleton support structure described in FIG. 9A, with one of the four SSMs extending completely down.

外骨格構造に完全に一体化され、結合可能な単一SSMの透視図である。FIG. 3 is a perspective view of a single SSM that is fully integrated and connectable to an exoskeleton structure.

SSM電力変換システムに密閉され一体化されたユニバーサルコアカートリッジを強調したSSMの断面斜視図である。FIG. 3 is a cross-sectional perspective view of an SSM highlighting a universal core cartridge sealed and integrated in an SSM power conversion system.

SSMのハイブリット電力変換システムについての概略図である。It is the schematic about the hybrid power conversion system of SSM.

SMMの概略図である。It is the schematic of SMM.

単一SSMの実施形態の断面図である。2 is a cross-sectional view of a single SSM embodiment. FIG.

電力変換構成要素及び加熱式ヒートシンクを示しているSSMの概略図である。1 is a schematic diagram of an SSM showing power conversion components and a heated heat sink. FIG.

発明の詳細な説明Detailed Description of the Invention

ここでは、本発明に関する例示的な実施形態を詳細に言及し、それぞれの例は添付の図面で示されている。同じ又は類似した部品を参照するため、可能な限り同じ参照番号が図面全体にわたって使用される。 Reference will now be made in detail to exemplary embodiments of the invention, examples of which are illustrated in the accompanying drawings. Wherever possible, the same reference numbers will be used throughout the drawings to refer to the same or like parts.

図面及び実施形態の説明における名称：
100 一体型密封発電機
101 放射シールド
102 シールドヘッド
103 ISOコンテナ
104 バッテリー貯蔵庫
105 リモート制御システムリンク
200 SSM（密閉型亜臨界パワーモジュール）
200M 不整列SSM
201 PCU（電力変換装置）
202 内部制御装置
203 ユニバーサルコアカートリッジ
204 復熱装置熱交換器
205 作動流体及び制御/モニター用ケーブルポート
206 高電圧電源出力
207 外部コア制御装置
208 パワータービン放電、HEX
209 コンプレッサのモーター
210 コンプレッサタービンの段
210H コンプレッサタービンの段、高電圧用
210L コンプレッサタービンの段、低電圧用
211 パワータービンの段
212 発電機
213 SSMの頭部
214 中間冷却器、HEX
215 SSM内部との圧力境界
216 SSM置換スライディングシステム
300 外部コア制御装置
400 一体型SSM発電機、頭部に取り外し可能なシールドカバー付
401 一体型SSM発電機の外骨格構造
500 燃料伝熱スリーブ
501 固体燃料（すなわちTRISO）組成物Aを充填した燃料要素
502 TRISO燃料
503 部分冷却チャネルガイド
504 燃料伝熱の土台
505 燃料伝熱スリーブを充填した状態
506 完成した燃料冷却チャネルガイド
507 UCC内部冷却管
508 計装、制御、内部チューブ
509 密閉されていないUCCチャンバの端
600 燃料バンドル
601 燃料バンドルの内部冷却チャネル（冷却材流量）
602 SSMの内部冷却チャネル
603 101放射線シールドに相当
604 SSMの外部冷却チャネル（冷却材流量）
605 限界質量及び幾何学的界面
700 固体燃料（すなわちTRISO）組成物Bを充填した燃料要素
800 電力用に構成したSSM（整列した燃料形状及び大部分が座屈）
801 停止又は低電力用に構成したSSM（不整列な燃料形状及び大部分が座屈）
900 多数からなるSSMの外骨格構造（ISOコンテナ内に適合する）
901 SSMのアクティブアライメント及びパッシブアライメントの仕組み。H1〜H4はホロス、1〜4はSSM
1001 SSM外部メカニカルカプラ
1002 発電機カバー
1003 コンプレッサ/再循環モーター用カバー
1004 ユニバーサルコアカートリッジ、管頭部は密閉
1101 モーター/再循環冷却ジャケット
1102 発電機冷却ジャケット
1103 内部作動流体導管（ブレイトンサイクル部分）
1104 コア冷却作動流体（第1流体）
1105 コアリフレクター
1106 モーター/再循環装置、HEX
1107 発電機、HEX
1108 発電機ORX又はSRC、HEX
1109 発電機ORC又はSRC冷却ジャケット
1110 発電機ORC又はSRC
1111 ORC又はSRCタービン
1112 ORC又はSRCタービン放電
1113 プロセス熱、HEX制御
1114 プロセス熱、HEXシェル側
1115 プロセス熱、HEXチューブ側
1116 ORC流体又はSRC流体の貯蔵器（第2流体）
1117 ORC/SRCポンプ
1118 ORC/SRCポンプ吸引管
1119 ORC/SRCポンプ放電導管
1120 環境空気（第3流体）へのヒートシンク及び放射シールド
1121 発電機ORC/SRC、HEX放電管
1122 発電機HEX放電管
1123 高圧電力及び中間冷却器HEX管
1124 中間冷却器入口、高圧管
1125 中間冷却器出口、高圧管
1126 復熱装置、HEX高圧管
1127 パワータービン放電、HEX管
1200 メカニカルカプラ
1201 バッテリー貯蔵庫、シールドとして再使用 Names in drawings and description of embodiments:
100 Integrated sealed generator
101 Radiation shield
102 Shield head
103 ISO container
104 battery storage
105 Remote control system link
200 SSM (sealed subcritical power module)
200M non-aligned SSM
201 PCU (power converter)
202 Internal control unit
203 Universal core cartridge
204 Recuperator heat exchanger
205 Working fluid and control / monitor cable port
206 High voltage power output
207 External core controller
208 Power turbine discharge, HEX
209 Compressor motor
210 Compressor turbine stage
210H compressor turbine stage for high voltage
210L compressor turbine stage for low voltage
211 Power turbine stage
212 generator
213 SSM head
214 Intercooler, HEX
215 Pressure boundary with SSM inside
216 SSM replacement sliding system
300 External core controller
400 Integrated SSM generator with removable shield cover on the head
401 Exoskeleton structure of integrated SSM generator
500 Fuel heat transfer sleeve
501 Fuel element filled with solid fuel (ie TRISO) composition A
502 TRISO fuel
503 Partial cooling channel guide
504 Fuel Heat Transfer Foundation
505 Filled with fuel heat transfer sleeve
506 Completed fuel cooling channel guide
507 UCC internal cooling pipe
508 Instrumentation, control, inner tube
509 End of unsealed UCC chamber
600 fuel bundles
601 Fuel bundle internal cooling channel (coolant flow rate)
602 SSM internal cooling channel
Equivalent to 603 101 radiation shield
604 SSM external cooling channel (coolant flow rate)
605 Limit mass and geometric interface
700 Fuel element filled with solid fuel (ie TRISO) composition B
800 SSM configured for electric power (aligned fuel shape and mostly buckled)
801 SSM configured for shutdown or low power (misaligned fuel shape and mostly buckled)
900 SSM exoskeleton structure (conforms to ISO container)
901 SSM active and passive alignment mechanism. H1 ~ H4 are horos, 1-4 are SSM
1001 SSM external mechanical coupler
1002 Generator cover
1003 Cover for compressor / recirculation motor
1004 Universal core cartridge, pipe head sealed
1101 Motor / recirculation cooling jacket
1102 Generator cooling jacket
1103 Internal working fluid conduit (Brayton cycle part)
1104 Core cooling working fluid (first fluid)
1105 Core reflector
1106 Motor / recirculator, HEX
1107 Generator, HEX
1108 Generator ORX or SRC, HEX
1109 Generator ORC or SRC cooling jacket
1110 Generator ORC or SRC
1111 ORC or SRC turbine
1112 ORC or SRC turbine discharge
1113 Process heat, HEX control
1114 Process heat, HEX shell side
1115 Process heat, HEX tube side
1116 ORC fluid or SRC fluid reservoir (second fluid)
1117 ORC / SRC pump
1118 ORC / SRC pump suction pipe
1119 ORC / SRC pump discharge conduit
1120 Heat sink and radiation shield to ambient air (3rd fluid)
1121 Generator ORC / SRC, HEX discharge tube
1122 Generator HEX discharge tube
1123 High voltage power and intercooler HEX pipe
1124 Intermediate cooler inlet, high pressure pipe
1125 Intermediate cooler outlet, high pressure pipe
1126 Recuperator, HEX high pressure pipe
1127 Power turbine discharge, HEX tube
1200 mechanical coupler
1201 Battery storage, reuse as shield

図1Aを参照すると、一体型密封発電機100が簡略化された斜視図で示されている。本発明に関する例示的な実施形態によると、一体型密封発電機100は放射シールド101から成り、発電機の内部構成要素から環境への熱遮断を行うための熱結合も提供する。当該発電機100は放射シールド101及び2つの半球状ヘッド102を備え、発電機100の内部環境と輸送コンテナ103の外部環境とを分離する圧力境界を提供しながら、両端に放射線遮蔽を提供する。発電モジュール全体は、概して図1Bに示すISOコンテナ103内部に適合するので、一般的な輸送機器を介して輸送することができる。 Referring to FIG. 1A, an integrated hermetic generator 100 is shown in a simplified perspective view. According to an exemplary embodiment relating to the present invention, the integrated hermetic generator 100 comprises a radiation shield 101 and also provides thermal coupling to provide thermal isolation from the generator's internal components to the environment. The generator 100 includes a radiation shield 101 and two hemispherical heads 102, providing radiation shielding at both ends while providing a pressure boundary separating the internal environment of the generator 100 and the external environment of the shipping container 103. Since the entire power generation module generally fits within the ISO container 103 shown in FIG. 1B, it can be transported via common transportation equipment.

従って、可搬型マイクロモジュラー発電機100の斜視図を示す図1Bにおいて、一体型密封発電機は標準的なコンテナ103に適合し、その構造及び壁は熱伝達機構としても利用され、発電機101から環境へ熱エネルギーを伝達する。ISOコンテナ103の内部は、バッテリー貯蔵庫104及び、例えば無線リンクを介してリモート制御105を実行する機器などの補助部品であり、発電機100と共に示されている。バッテリー貯蔵庫は、負荷追従操作や起動操作を支持し、発電機100から輸送コンテナ103の外部環境へ放射線遮蔽を提供するために利用される。 Thus, in FIG. 1B, which shows a perspective view of the portable micro-modular generator 100, the integrated sealed generator fits a standard container 103, its structure and walls are also used as a heat transfer mechanism, Transmit thermal energy to the environment. The interior of the ISO container 103 is an auxiliary component such as a battery storage 104 and a device that performs remote control 105 via, for example, a wireless link, and is shown with the generator 100. The battery storage is used to support load following operations and activation operations and to provide radiation shielding from the generator 100 to the external environment of the transport container 103.

図2Aは、発電機100を形成する完全密閉型亜臨界パワーモジュール（SSM）の概略図である。シールドを含めた発電機100全体の重量は、標準的な昇降運搬機器の昇降要件を克服できるので、発電機は、図2Aで示す通り、完全に一体化された完全装備の密閉型亜臨界パワーモジュール（SSM）200によって形成される。
密閉型亜臨界パワーモジュール（SSM）200は、一体型電力変換装置（PCU）201、内部制御装置202、ユニバーサルコアカートリッジ（UCC）203、熱伝達装置にも相当する放射シールド101、リモート制御用のアクセスポート105（すなわち、現場から離れた制御ステーションへのリンク）、及び負荷追従自動調節特性を備えた電力調整用のポート又はコネクタ206から構成される。 FIG. 2A is a schematic view of a completely enclosed subcritical power module (SSM) forming the generator 100. FIG. The total weight of the generator 100, including the shield, can overcome the lifting requirements of standard lifting equipment, so the generator is a fully integrated, sealed, subcritical power as shown in Figure 2A. Formed by module (SSM) 200.
The sealed subcritical power module (SSM) 200 includes an integrated power converter (PCU) 201, an internal controller 202, a universal core cartridge (UCC) 203, a radiation shield 101 corresponding to a heat transfer device, and a remote control It consists of an access port 105 (i.e., a link to a control station away from the field) and a power adjustment port or connector 206 with automatic load following characteristics.

可搬式密閉型亜臨界パワーモジュール（SSM）200の斜視図である図2Bを参照すると、亜臨界モジュールの中央部分207が示されている。密閉型亜臨界パワーモジュール（SSM）のこの領域では、一連の非接触界面が定位置にあり、外部炉心制御機構との相互作用を可能にするため、炉心の外側で作動し、炉心内部で示される圧力境界を操作する。 Referring to FIG. 2B, which is a perspective view of a portable sealed subcritical power module (SSM) 200, a central portion 207 of the subcritical module is shown. In this area of the closed subcritical power module (SSM), a series of non-contact interfaces are in place and operate outside the core and shown inside the core to allow interaction with an external core control mechanism. Manipulate pressure boundaries.

図2Cは、必要な電力成分を備えたPCUと、様々な種類の核燃料で作動できるように構成されたユニバーサルコアカートリッジ（UCC）203から構成されるSSMの機能系統図である。この図で示す通り、電力変換装置は密閉型亜臨界パワーモジュール（SSM）の圧力境界内で完全に一体化されており、この構成では、2つの異なるターボ機械部品で作動する。コンプレッサ又は再循環装置210は、モーター209で電動駆動し、一方、パワータービン211は、作動流体又は第1流体の膨張により作動する。第1流体は、ユニバーサルコアカートリッジ（UCC）を冷却するためのガスとして構成することができるが、密閉型亜臨界パワーモジュール（SSM）200で作動する燃料及び熱力学サイクルに対応する熱的性質及び放熱性を有する流体を利用することができる。パワータービン211における膨張の後、第1流体はそのエネルギー含量の一部を復熱装置熱交換器208に送る。SSM内部との圧力境界215で示される圧力境界内におけるPCU（電力変換装置）201の熱力学関数に関する詳細な説明は、図11Aと関連して提供される。図2Cで示す構成では、密閉型亜臨界パワーモジュール（SSM）200と一体化されたPCU（電力変換装置）部品は、全てSSMの内部圧力境界内で作動している。 FIG. 2C is a functional system diagram of an SSM comprised of a PCU with the necessary power components and a universal core cartridge (UCC) 203 configured to operate with various types of nuclear fuel. As shown in this figure, the power converter is fully integrated within the pressure boundary of the closed subcritical power module (SSM), and in this configuration, it operates on two different turbomachine components. The compressor or recirculation device 210 is electrically driven by a motor 209, while the power turbine 211 is operated by expansion of the working fluid or the first fluid. The first fluid can be configured as a gas to cool the Universal Core Cartridge (UCC), but with thermal properties corresponding to the fuel and thermodynamic cycle operating on the closed subcritical power module (SSM) 200 and A fluid having heat dissipation properties can be used. After expansion in the power turbine 211, the first fluid sends a portion of its energy content to the recuperator heat exchanger 208. A detailed description of the thermodynamic function of the PCU (power converter) 201 within the pressure boundary indicated by the pressure boundary 215 with the interior of the SSM is provided in connection with FIG. 11A. In the configuration shown in FIG. 2C, all PCU (power converter) components integrated with the closed subcritical power module (SSM) 200 are operating within the internal pressure boundary of the SSM.

図3Aは、超臨界（操作）電力システムを形成するために3つの異なるSSMを結合した正面図を示す。この構成では、各密閉型亜臨界パワーモジュール（SSM）200は、図3Bで示す通り、互いに変換できる方法で支持される。この方法では、あらゆる核システムが臨界、超臨界又は亜臨界となるために必要な「幾何学的バックリング及び材料バックリング」の特性は、SSMをスライドさせて変えることができ、SSMが全て隣接して並行であり、コンパクトな構成又は拡張した構成を形成する際、システム「全体」としてコンパクトな炉心を形成できる。SSM動作の作動を提供する機構が詰まったり故障したりすると、密封された複数の亜臨界UCC203によって形成された炉心全体の中央部分に固体又は液体の形で中性子吸収材をもたらすことによって亜臨界状態を押し進めるために外部炉心制御装置300が使用される。 FIG. 3A shows a front view of three different SSMs combined to form a supercritical (operating) power system. In this configuration, each closed subcritical power module (SSM) 200 is supported in a manner that can be converted to each other as shown in FIG. 3B. In this way, the properties of “geometric buckling and material buckling” that are necessary for any nuclear system to be critical, supercritical or subcritical can be changed by sliding the SSM, and all SSMs are adjacent. Thus, when forming a compact or expanded configuration that is parallel, a system-wide "compact" core can be formed. When the mechanism providing the operation of SSM operation becomes clogged or fails, a subcritical state is achieved by providing a neutron absorber in solid or liquid form in the central part of the entire core formed by the sealed subcritical UCC203. An external core controller 300 is used to push the.

図3Cは輸送コンテナ103内にある発電機100の斜視図であり、持続的連鎖反応（電力）を生成するために核システムが必要とする位置へ各SSMをずらして幾何学的バックリング及び材料バックリングの不整列を実行し、個々のSSMに含まれる各炉心の一部（UCC203）内に制御棒を挿入する必要なく***反応を制御する性能を示している。例えば、図3Cで示すように、この構成においては、1つのSSM200が完全に挿入され、別のSSMが部分的に挿入され、3つ目のSSMは、亜臨界の炉心が他のSSM200の亜臨界炉心のいずれとも整列しない方法で配置される。 FIG. 3C is a perspective view of the generator 100 in the shipping container 103, shifting each SSM to the position required by the nuclear system to generate a continuous chain reaction (electric power) and geometric buckling and material. It shows the ability to perform buckling misalignment and control the fission reaction without the need to insert control rods in each core part (UCC203) contained in an individual SSM. For example, as shown in FIG. 3C, in this configuration, one SSM 200 is fully inserted, another SSM is partially inserted, and the third SSM has a subcritical core that is Arranged in a way that does not align with any of the critical cores.

図4A及び図4Bでは、それぞれ3つのSSMが、各SSM200を互いに整列状態及び不整列状態でスライドさせるためのスライド機構機械的支持及び作動を提供するように構成された外骨格構造401を介して収納した取り外し可能な発電機の取り外し可能なヘッドを介して発電機に完全に挿入された際に炉心全体を形成するように構成された3つのSSMの斜視図を提供している。 In FIGS. 4A and 4B, each of the three SSMs via an exoskeleton structure 401 configured to provide mechanical support and operation of a sliding mechanism for sliding each SSM 200 in alignment and non-alignment with each other. FIG. 6 provides a perspective view of three SSMs configured to form the entire core when fully inserted into the generator via the removable head of the housed removable generator.

図5Aは、核燃料の例示的な構成を示す。この図において、6角形状の燃料スリーブは、その周辺に部分的なチャネルを備え、様々な種類の核燃料を収容しながら構造的機能を提供し、核燃料を第1流体の冷却材に熱的に結合する。図5Aを参照すると、燃料スリーブ500は、図5Bに示すように成形することができ、この例において501は、TRISO又は他の種類のセラミック燃料502を含む燃料要素の一部を示す。複数のスリーブが並行して結合される時、それらは燃料熱伝達の母体504を形成し、ここでは部分的な冷却チャネルガイド503の組み合わせが筒形の冷却チャンネル506を形成する。第1流体の冷却材は、直接的に、又は図5F及び図5Dで示す通り、UCCで構成される冷却管を使って冷却チャネル506を流れることができる。図5Dに示すUCC203の内部に設置される複数の燃料熱伝達スリーブ500用ガイドのテンプレートを形成するので、単一の燃料熱伝達スリーブ500のそれぞれでは核燃料を装填でき、管507を用いてUCC内に誘導することができる。更に具体的に言うと、図5Dにおいて、UCC203は燃料熱伝達スリーブ500内の核燃料502と混合することなく管507の内部を第1流体が流れる、汎用性のある熱交換器を形成するように構成することができる。図5Dは、UCC203の断面図を示しており、ここで燃料熱伝達スリーブ500は、大型母体504を形成するように設置でき、一旦燃料スリーブ500がUCC203内に装填されると、この装置のヘッダは様々な種類の熱交換器を備えた密封型の管板の構成のように密封できる。同様の方法論により、計装、同位体生成、及び制御管508は、UCC圧力境界と相互作用することなく、亜臨界炉心の様々な領域に接近できるようにUCC内で密封することができる。 FIG. 5A shows an exemplary configuration of nuclear fuel. In this figure, the hexagonal fuel sleeve has a partial channel around it, providing structural functions while accommodating various types of nuclear fuel, and thermally transferring the nuclear fuel to the coolant of the first fluid. Join. Referring to FIG. 5A, the fuel sleeve 500 can be shaped as shown in FIG. 5B, where 501 indicates a portion of a fuel element that includes TRISO or other type of ceramic fuel 502. When a plurality of sleeves are coupled in parallel, they form a fuel heat transfer matrix 504 where a combination of partial cooling channel guides 503 forms a cylindrical cooling channel 506. The first fluid coolant can flow through the cooling channel 506 directly or using a cooling tube composed of UCC, as shown in FIGS. 5F and 5D. Since a template for a plurality of fuel heat transfer sleeves 500 installed inside the UCC 203 shown in FIG. 5D is formed, each of the single fuel heat transfer sleeves 500 can be loaded with nuclear fuel. Can be guided to. More specifically, in FIG. 5D, UCC 203 forms a versatile heat exchanger in which the first fluid flows through tube 507 without mixing with nuclear fuel 502 in fuel heat transfer sleeve 500. Can be configured. FIG. 5D shows a cross-sectional view of the UCC 203, where the fuel heat transfer sleeve 500 can be installed to form a large matrix 504, and once the fuel sleeve 500 is loaded into the UCC 203, the header of the device Can be sealed like a sealed tube sheet configuration with various types of heat exchangers. With a similar methodology, instrumentation, isotope generation, and control tube 508 can be sealed within the UCC to allow access to various regions of the subcritical core without interacting with the UCC pressure boundary.

図6Aでは、6角形の燃料スリーブ（この構成では7つ）の集まり又は母体の上面図を示しており、燃料スリーブの内側に収容された燃料周辺全てに対する燃料の冷却専用の冷却チャネル（図5Bで示した部分的な複数のチャネル503の結合により形成されたチャネル506）を超えた冷却チャネルの形成を示している（明確にするためにこの図では空で示されている）。図6Bは、6角形の燃料スリーブ7つで形成された燃料バンドル600の上面図であり、ここで冷却チャネルは、各6角形のスリーブの周辺に形成され（図5Cで示すチャネル506）、追加のより大きな冷却チャネル601が燃料バンドル600及び6角形の燃料スリーブ母体504の内壁との間で形成される（視覚的に明瞭にするために内部燃料要素は取り除いている）。 6A shows a top view of a collection or host of hexagonal fuel sleeves (seven in this configuration), a cooling channel dedicated to cooling the fuel around all the fuel perimeter contained inside the fuel sleeve (FIG. 5B). The formation of a cooling channel beyond the channel 506 formed by the combination of the partial channels 503 shown in FIG. (Shown empty in this figure for clarity). FIG. 6B is a top view of a fuel bundle 600 formed with seven hexagonal fuel sleeves, where cooling channels are formed around each hexagonal sleeve (channel 506 shown in FIG. 5C) and added A larger cooling channel 601 is formed between the fuel bundle 600 and the inner wall of the hexagonal fuel sleeve base 504 (with internal fuel elements removed for visual clarity).

図6Cは、この場合、異なる構成のUCC内に密封された燃料バンドルを含む、6つのSSM200の例示的な上面図であり、SSM200のそれぞれは、独立したPCU201を統合する。この図では、SSM200の数には柔軟性があり、主に寸法的な制約、重量制限、許容濃縮レベル（すなわち、非増殖要件を満たす19%以下）、定格出力運転日数（FEPD）、及び電力定格に依存することを示している。SSM200構造の原子力発電機を採用することで、様々な要件と電力定格を満たすことができる。 FIG. 6C is an exemplary top view of six SSMs 200, in this case including fuel bundles sealed in differently configured UCCs, each of which integrates an independent PCU 201. FIG. In this figure, the number of SSM200s is flexible, mainly dimensional constraints, weight limits, acceptable concentration levels (ie 19% or less to meet non-proliferation requirements), rated output operating days (FEPD), and power It shows that it depends on the rating. By adopting a nuclear power generator with SSM200 structure, various requirements and power ratings can be met.

SSM200は、ユニバーサルコアカートリッジ（UCC）203と共に作動し、各UCCには、異なる燃料が装填され得る（炉心「全体の」中性子は各亜臨界密封モジュール200によって生成される結合中性子の結果である）。図7A及び図7Bは、UCC203内に装填するように構成された特定の種類の***性物質及び核***物質700が装填された6角形の燃料スリーブを示している。
図7F及び図7Dでは、6角形の燃料スリーブに異なる種類の核燃料502（すなわちTRISO）が装填され、最終的にこの種類の燃料には別のUCC203が装填される。
これは、発電機100の炉心全体が実質的に異なる核***性同位体及び核***性核種によって形成されることができることを示している。例えば、図6Cに示すように、6つのSSM200によって形成された可搬型発電機100を考慮し、6つのSSMのうち1つがトリウム系燃料を装填できると仮定すると、この構成における別のSSMには、ウラン系のUCC203及びプルトニウム系の別のSSMを装填できる。言い換えれば、SSM構造は、違う種に属する核燃料の燃焼を可能にする。 The SSM 200 operates with a Universal Core Cartridge (UCC) 203, and each UCC can be loaded with a different fuel (the core “total” neutrons are the result of combined neutrons generated by each subcritical sealed module 200). . FIGS. 7A and 7B show a hexagonal fuel sleeve loaded with a particular type of fissile material and fissile material 700 configured for loading into UCC 203.
7F and 7D, a hexagonal fuel sleeve is loaded with a different type of nuclear fuel 502 (ie, TRISO), and finally this type of fuel is loaded with another UCC 203.
This indicates that the entire core of the generator 100 can be formed by substantially different fissile isotopes and fissile nuclides. For example, as shown in FIG. 6C, considering a portable generator 100 formed by six SSMs 200 and assuming that one of the six SSMs can be loaded with thorium-based fuel, another SSM in this configuration is Can be loaded with uranium-based UCC203 and other plutonium-based SSM. In other words, the SSM structure allows the burning of nuclear fuels belonging to different species.

図8Aは、中央に整列させるように構成され、その結果各システムが電力を生成するための幾何学的バックリング及び材料バックリング要件に適合する6つのSSMの上面図であり、この図（上）において炉心全体は、幾何学的に対称な筒形のSSMの組み合わせとして示される（この炉心構成）。 FIG. 8A is a top view of six SSMs configured to be centrally aligned so that each system meets the geometric and material buckling requirements for generating power. ), The entire core is shown as a combination of geometrically symmetric cylindrical SSMs (this core configuration).

図8Bは、不整列となるように構成した6個のSSMを上から見た図であり、従って幾何学的バックリング及び材料バックリング要件が満たされない。この場合、200M（不整列）と表示したSSM200の位置決めによって形成された幾何学的形状は、炉心全体が非対称であるようなものであり、それにより、例えば発電機100を停止の構成で維持するために、結合された中性子システムとして炉心を亜臨界状態に誘導する。 FIG. 8B is a top view of six SSMs configured to be misaligned, so the geometric buckling and material buckling requirements are not met. In this case, the geometric shape formed by the positioning of the SSM 200 labeled 200M (non-aligned) is such that the entire core is asymmetric, thereby maintaining the generator 100 in a shut down configuration, for example. For this purpose, the core is guided to a subcritical state as a coupled neutron system.

図9Aでは本発明の好ましい実施形態の斜視図を示しており、ここで外骨格構造900は、受動的及び能動的（重力駆動）手段を備えた構造的支持を提供し、互いにSSMの正確な動きを作動させる。この構成では、4個のSSMが炉心「全体」を形成し、視覚的に明確にするために、4個のうち1個のみを示している。
この表現において、外骨格構造900は、SSM200を輸送装置から取り外すための機械的結合を提供するように構成されている（SSM200が個別に輸送される場合）或いは、構造900は発電機100を形成し、本格稼働できる4つのSSM200の全てを収容できる。構造900によって提供され、この図には示されていない機械的機能には、放射線防護用及び敵意的又は偶発的な環境事故（発電機に向けられた発射体）に対する保護用のシールド結合を含む。SSM200が外骨格構造900に装填されると、例えば重力及び/又は油圧で駆動する一連の受動的及び受動的アクチュエータ901がSSM200の位置決めをリアルタイムで作動させ、各SSMに関しては外骨格構造900を装着する。図9Aでは、「ホロス」（ギリシャ語で「全体」を意味する）、モジュールH1のみが示されている。この場合、全体の炉心構成800は、互いに離れた位置にある4個のSSMで示されている。これは、各モジュールを備えたUCC203の内部位置に対応する全ての臨界面605が互いに離れているため、パワーモジュール100の停止をもたらす。この構成の下では、SSMは中性子的に分離されている。それぞれ独立したSSMが亜臨界システムを提供するので、分離した中性子は発電を行わない。一方、図9Bにおいて、炉心全体の構成801は、アクチュエータ901が完全に伸張されていることを示し、それにより発電機100による中性子結合をもたらし、電力生成を導く。各SSMが持ち上げられ、異なるUCC203間の中性子接続/結合が確実に中断された時に同時に作動される外部制御装置は、これらの表現には示されていない。 FIG. 9A shows a perspective view of a preferred embodiment of the present invention, where the exoskeleton structure 900 provides structural support with passive and active (gravity driven) means to provide accurate SSM to each other. Activate the movement. In this configuration, four SSMs form the core “whole” and only one of the four is shown for visual clarity.
In this representation, the exoskeleton structure 900 is configured to provide a mechanical connection for removing the SSM 200 from the transport device (when the SSM 200 is transported separately) or the structure 900 forms the generator 100. And it can accommodate all four SSM200s that can be fully operational. Mechanical functions provided by the structure 900 and not shown in this figure include shield coupling for radiation protection and protection against hostile or accidental environmental accidents (projectiles directed at the generator) . When the SSM200 is loaded into the exoskeleton structure 900, for example, a series of passive and passive actuators 901 driven by gravity and / or hydraulics actuate the positioning of the SSM200 in real time, and each SSM is equipped with an exoskeleton structure 900 To do. In FIG. 9A, only “Holos” (in Greek, “whole”), module H1, is shown. In this case, the entire core configuration 800 is shown with four SSMs located at a distance from each other. This causes the power module 100 to stop because all critical surfaces 605 corresponding to the internal position of the UCC 203 with each module are separated from each other. Under this configuration, the SSM is neutronically separated. Since each independent SSM provides a subcritical system, the separated neutrons do not generate electricity. On the other hand, in FIG. 9B, the overall core configuration 801 shows that the actuator 901 is fully extended, thereby providing neutron coupling by the generator 100 and leading to power generation. External representations that are activated simultaneously when each SSM is lifted and the neutron connection / coupling between different UCCs 203 is reliably interrupted are not shown in these representations.

図10Aは、図9A及び図9Bで示されている外骨格構造に完全に一体化され、結合可能な単一SSMの透視図である。この図では、SSM200は視覚表示を簡素化するためにシールドなしで示されている。
図10Bは、亜臨界モジュールを形成する主要な内部構成要素を示しているSSM200の断面図である。従って、図10A及び図10Bの両方を参照すると、SSM200はメカニカルカプラ1001によって外骨格構造900に機械的に結合され、コンプレッサ/再循環装置ハウジング1003には電動機固定子/ローターアセンブリ209を含み、図11Aに記載されているブレイトン式発電サイクルシステム内を循環する第1流体（作動流体）から熱的に絶縁されている。
図10Bに示されているSSM200には、それぞれ低圧コンプレッサタービン210L及び高圧コンプレッサタービン210H、中間冷却器熱交換器214、冷却管507を備えたUCC203を備えている（その数が非常に多いため、視覚効果は暗領域である。UCC203内部にある管507の明瞭な描出は図5Dを参照）。SSM200の発電側では、復熱装置交換器208及び発電機212の一部と共にパワータービン211が示されている。この図では、IGBTパワーモジュールによって主に形成されるパワー電子機器は示されていない。 FIG. 10A is a perspective view of a single SSM fully integrated and connectable to the exoskeleton structure shown in FIGS. 9A and 9B. In this figure, the SSM 200 is shown without a shield to simplify the visual display.
FIG. 10B is a cross-sectional view of SSM 200 showing the main internal components that form the subcritical module. Thus, referring to both FIGS. 10A and 10B, the SSM 200 is mechanically coupled to the exoskeleton structure 900 by a mechanical coupler 1001, and the compressor / recirculator housing 1003 includes a motor stator / rotor assembly 209, It is thermally insulated from the first fluid (working fluid) circulating in the Brayton power generation cycle system described in 11A.
The SSM 200 shown in FIG. 10B includes a UCC 203 including a low-pressure compressor turbine 210L and a high-pressure compressor turbine 210H, an intercooler heat exchanger 214, and cooling pipes 507, respectively (since the number is very large, The visual effect is in the dark, see Figure 5D for a clear depiction of the tube 507 inside UCC203. On the power generation side of the SSM 200, a power turbine 211 is shown together with a part of the recuperator exchanger 208 and the generator 212. In this figure, the power electronics mainly formed by the IGBT power module are not shown.

図11Aは、ブレイトン式電力サイクルを直接組み合わせたSSMのハイブリッド電力変換システムについての概略図であり、ここで作動流体（第1流体）はUCCに冷却しながら循環し、第2流体（有機又は蒸気）を備えたランキン式（蒸気又は有機）電力サイクルは、ブレイトン式電力サイクル側で使用される熱交換器の熱負荷を低減しながらSSM効率を高める。SSM200は、ORC又はSRCランキン式サイクルを作動させる必要がないため、この付加的な熱力学エンジンは、ブライトン式電力サイクルを形成する熱交換器の熱負荷及びサイズを低減して効率を向上させ、SSMを一時的又は恒久的な貯蔵施設に廃棄する際（10〜15年後）、冷却を確実にする。図11Aを概略図の左上から参照すると、内部作動流体（第1流体）1104は、導管又はチャネル1103を通って流れる。
コンプレッサ又は再循環器モーター209が第1流体1104を加圧すると、第1流体の加熱も行う。中間冷却器となる熱交換器214では、高圧用コンプレッサの段210Hで第2の圧縮段階に入る前に第1流体を冷却する。圧縮された第1流体1104は、UCC203の内部に収容された燃料及び減速物質と混合することなく、UCC203を管507に流入させる。第1流体1104がUCC203を排出する際、パワータービン211内で膨張し、発電機212を介して熱エネルギーを電気に変換させる。第1流体がタービン211によって排出されると、内部導管1103を通って流れ、それ自体をコンプレッサタービン低圧段210Lに示し、ブレイトン式サイクルをリセットする時に、熱エネルギーをパワータービン排出熱交換器208及び復熱装置熱交換器204に伝達する。熱交換器及び貯水器1116に含まれる第2流体は、ポンプ1117によって加圧され、中間冷却器熱交換器214の管側、復熱装置熱交換器204、及びタービン排出熱交換器208に入り主要なSSM200発電機212に結合され、調整された電力を生成する前に、モーター/再循環器熱交換器1106、ORC又はSRC生成装置1110熱交換器1108、及び発電機212熱交換器1107に冷却した第2流体を供給するマニホールドに排出される。タービン1111で排出された第2流体は、貯蔵器及び熱交換器1116に戻り凝縮する。この熱交換器は、熱エネルギーを環境流体（すなわち、第3流体、空気又は水）に変える。熱交換器及び貯蔵器1116には、SSMの操作中に中性子を全てガンマと共に遮蔽するフィンが装備されている。プロセス熱制御バルブ113は、熱交換器1115の管側で循環する外部流体にプロセス熱を提供するように作動させることができる。 FIG. 11A is a schematic diagram of an SSM hybrid power conversion system with a direct combination of Brayton power cycles, where the working fluid (first fluid) circulates while cooling to the UCC and the second fluid (organic or vapor) Rankine (steam or organic) power cycle with a) increases SSM efficiency while reducing the heat load of the heat exchanger used on the Brayton power cycle side. Because the SSM200 does not need to operate an ORC or SRC Rankine cycle, this additional thermodynamic engine increases the efficiency by reducing the heat load and size of the heat exchanger that forms the Brighton power cycle, Ensure cooling when disposing of the SSM in a temporary or permanent storage facility (after 10-15 years). Referring to FIG. 11A from the top left of the schematic, the internal working fluid (first fluid) 1104 flows through a conduit or channel 1103.
When the compressor or recirculator motor 209 pressurizes the first fluid 1104, it also heats the first fluid. In the heat exchanger 214 serving as an intermediate cooler, the first fluid is cooled before entering the second compression stage in the high-pressure compressor stage 210H. The compressed first fluid 1104 causes the UCC 203 to flow into the tube 507 without mixing with the fuel and moderator contained in the UCC 203. When the first fluid 1104 discharges the UCC 203, the first fluid 1104 expands in the power turbine 211 and converts the heat energy into electricity via the generator 212. When the first fluid is exhausted by the turbine 211, it flows through the internal conduit 1103 and presents itself to the compressor turbine low pressure stage 210L to reset the thermal energy to the power turbine exhaust heat exchanger 208 and when resetting the Brayton cycle. The heat is transferred to the recuperator heat exchanger 204. The second fluid contained in the heat exchanger and reservoir 1116 is pressurized by the pump 1117 and enters the tube side of the intercooler heat exchanger 214, the recuperator heat exchanger 204, and the turbine exhaust heat exchanger 208. Prior to generating regulated power coupled to the main SSM200 generator 212, the motor / recirculator heat exchanger 1106, ORC or SRC generator 1110 heat exchanger 1108, and generator 212 heat exchanger 1107 It is discharged to the manifold that supplies the cooled second fluid. The second fluid discharged from the turbine 1111 returns to the storage and heat exchanger 1116 to be condensed. This heat exchanger converts thermal energy into an environmental fluid (ie, a third fluid, air or water). The heat exchanger and reservoir 1116 is equipped with fins that shield all neutrons along with gamma during operation of the SSM. The process heat control valve 113 can be actuated to provide process heat to the external fluid circulating on the tube side of the heat exchanger 1115.

図12Aは、全ての回転構成要素（タービン210及び211）間の機械的結合1200を用いたブレイトン式電力サイクルによって作動する第1流体を圧縮するように構成されたSSM200の概略図である。 FIG. 12A is a schematic diagram of an SSM 200 configured to compress a first fluid that is operated by a Brayton power cycle using mechanical coupling 1200 between all rotating components (turbines 210 and 211).

図12Bは、全ての回転構成要素間の機械的結合1200及びSSM内部を特徴付ける圧力境界1105の外側にある発電機212を維持するための磁気的結合を用いたブレイトン式電力サイクルによって作動する作動流体を圧縮するように構成されたSSMの概略図である。 FIG. 12B shows a working fluid operated by a Brayton power cycle using a magnetic coupling to maintain a mechanical coupling 1200 between all rotating components and a generator 212 outside the pressure boundary 1105 characterizing the interior of the SSM. 1 is a schematic diagram of an SSM configured to compress

図12Cは、全ての回転構成要素間の機械的結合を用いたブレイトン式電力サイクルによって作動する作動流体を圧縮するように構成され、ここで発電機212はSSM圧力境界内で作動するように構成されたSSM200の概略図である。この図では、バッテリー貯蔵庫1201は、負荷追従、起動及び有効な放射シールドとして利用される。 FIG. 12C is configured to compress the working fluid operated by a Brayton power cycle with mechanical coupling between all rotating components, where generator 212 is configured to operate within the SSM pressure boundary. It is the schematic of SSM200 made. In this figure, the battery storage 1201 is used as load following, activation and effective radiation shielding.

図12Dは、全ての回転構成要素間の電気的結合でブレイトン式電力サイクルによって作動する作動流体を圧縮するように構成され、ここでコンプレッサ又は再循環器電気モーター209及び発電機212は共にSSM圧力境界の内部で作動するように構成されたSSMの概略図である。 FIG. 12D is configured to compress the working fluid operated by the Brayton power cycle with electrical coupling between all rotating components, where the compressor or recirculator electric motor 209 and generator 212 are both SSM pressures. FIG. 3 is a schematic diagram of an SSM configured to operate within a boundary.

図13Aは、UCC内に装填された燃料の材料組成を変更することによって、単一のSSMを炉心「全体」として作動するように構成できる本発明の好ましい実施形態の断面図である。 FIG. 13A is a cross-sectional view of a preferred embodiment of the present invention that can be configured to operate a single SSM as a “core” core by changing the material composition of the fuel loaded in the UCC.

図13Bは、原子炉が運転中であってもその形状はヒートシンク及びシールドを形成する回旋状経路の外側を中性子が移動することを防止する放射線遮蔽も提供する電力変換部品及び加熱式ヒートシンク1120を示す、本発明におけるSSM200の概略図である。 FIG. 13B shows a power conversion component and heated heat sink 1120 that also provides radiation shielding that prevents neutrons from moving outside the convoluted path that forms the heat sink and shield even when the reactor is in operation. It is the schematic of SSM200 in this invention shown.

開示された実施形態に関する前述の説明は、当業者が請求項を作成又は使用することを可能にするために提供される。これらの実施形態に対する様々な修正は、当業者には容易に明らかであり、本明細書で定義される一般的な原理は、請求項の範囲から逸脱することなく、他の実施形態及び実装に適用され得る。従って、本開示は、本明細書に記載された実施形態及び実装に限定することを意図するものではなく、以下の特許請求の範囲及び本明細書に開示される原理及び新規特徴と一致する最も広い範囲が与えられるべきである。 The previous description of the disclosed embodiments is provided to enable any person skilled in the art to make or use the claims. Various modifications to these embodiments will be readily apparent to those skilled in the art, and the generic principles defined herein may be used in other embodiments and implementations without departing from the scope of the claims. Can be applied. Accordingly, this disclosure is not intended to be limited to the embodiments and implementations described herein, but is most consistent with the following claims and the principles and novel features disclosed herein. A wide range should be given.

Claims

可搬型発電モジュール（100）であって、電力変換装置（201）であり、
熱交換（208、204、214）、タービン膨張機（211）、及びコンプレッサタービン（210）、及び
様々な種類の核燃料（700、502）が装填された亜臨界の核燃料カートリッジ（203）、
前記亜臨界核燃料カートリッジは、前記燃料カートリッジを前記電力変換装置（201）と一体化して支持する装置で構成され、電気及びプロセス熱へ変換するために制御された量の熱エネルギー生成を可能にする設計同様の1つ又は複数の付加的に独立した一体型亜臨界モジュールへ中性子的に結合する密封した一体型の亜臨界パワーモジュールを形成する。 A portable power generation module (100), a power conversion device (201),
Subcritical nuclear fuel cartridge (203) loaded with heat exchange (208, 204, 214), turbine expander (211), and compressor turbine (210), and various types of nuclear fuel (700, 502),
The subcritical fuel cartridge is composed of a device that supports the fuel cartridge integrally with the power converter (201), and enables generation of a controlled amount of thermal energy for conversion into electrical and process heat. A sealed integrated subcritical power module is formed that neutronically couples to one or more additional independent integrated subcritical modules similar to the design.

熱伝達燃料要素（500）を更に備え、前記熱伝達燃料要素は第1流体（1104）及び前記電気変換装置によって核燃料に熱的に結合され、前記電気変換装置は第1流体が核燃料を形成し減速させる材料と混合することなく、ブレイトン式電力サイクルを実行するように構成されている、請求項1に記載の可搬型発電モジュール。 A heat transfer fuel element (500), wherein the heat transfer fuel element is thermally coupled to nuclear fuel by a first fluid (1104) and the electrical converter, wherein the first fluid forms the nuclear fuel; 2. The portable power generation module of claim 1 configured to perform a Brayton power cycle without mixing with a material to be decelerated.

前記電気変換装置は、第1流体が貯蔵器（1116）に含まれた第2流体と混合しないように構成され、前記電気変換装置がランキン式電力ボトミングサイクルを実行してブレイトン式サイクルで拒絶された熱エネルギーをプロセス熱及び電気に変換する、請求項2に記載の可搬型発電モジュール。 The electrical converter is configured such that the first fluid does not mix with the second fluid contained in the reservoir (1116), and the electrical converter performs a Rankine power bottoming cycle and is rejected in a Brayton cycle. The portable power generation module according to claim 2, wherein the generated heat energy is converted into process heat and electricity.

前記電力変換装置は、前記可搬型発電モジュールの圧力境界内で密封され、一体化されていることを特徴とする、請求項1で記載の可搬型発電モジュール。 2. The portable power generation module according to claim 1, wherein the power conversion device is sealed and integrated within a pressure boundary of the portable power generation module.

前記可搬型発電モジュールは、前記亜臨界燃料カートリッジが炉心内のアクティブ制御機構を必要としないように構成されている、請求項1に記載の可搬型発電モジュール。 The portable power generation module according to claim 1, wherein the portable power generation module is configured such that the subcritical fuel cartridge does not require an active control mechanism in a core.

前記亜臨界発電モジュールは、計装及び同位体製造機器の無侵襲的挿入用のポートを備える、請求項1に記載の可搬型発電モジュール。 2. The portable power generation module according to claim 1, wherein the subcritical power generation module includes a port for non-invasive insertion of instrumentation and isotope production equipment.

バッテリー貯蔵庫（1201）を更に備え、前記バッテリー貯蔵庫は、放射シールドとして機能する前記可搬型発電モジュールに関して構成され、配置される、請求項1に記載の可搬型発電モジュール。 The portable power generation module of claim 1, further comprising a battery storage (1201), wherein the battery storage is configured and arranged with respect to the portable power generation module that functions as a radiation shield.

***反応を制御するための内部制御装置を更に含む、請求項1に記載の可搬型発電モジュール。 The portable power generation module according to claim 1, further comprising an internal control device for controlling the fission reaction.

***反応を制御するための前記内部装置のリモート制御（105）を実行するための装置を更に備える、請求項8に記載の可搬型発電モジュール。 9. The portable power generation module of claim 8, further comprising a device for performing remote control (105) of the internal device for controlling a fission reaction.

前記密封された一体型亜臨界パワーモジュールは、2つ以上の前記一体型亜臨界パワーモジュールが互いに隣接して配置された時に、原子力制御機構（300）又は同位体生成に使用するための試料保持器の一方又は両方を受け入れるのに適した形状及び構成で密封された一体型亜臨界パワーモジュールの外側にチャネルが形成されるように幾何学的界面（605）で構成される、請求項1に記載の可搬型発電モジュール。 The sealed integrated subcritical power module is capable of holding a sample for use in nuclear power control (300) or isotope generation when two or more of the integrated subcritical power modules are placed adjacent to each other. 2. In accordance with claim 1, comprising a geometric interface (605) such that a channel is formed outside an integrated subcritical power module sealed in a shape and configuration suitable for receiving one or both of the vessels. The described portable power generation module.

前記密封された一体型亜臨界パワーモジュールは、2つ以上の前記密封された一体型亜臨界パワーモジュールが互いに隣接して配置された場合に、持続的な***連鎖反応を可能にする核***物質の限界質量が形成されるように充分な核***物質が装填される、請求項10に記載の可搬型発電モジュール。 The sealed integrated subcritical power module includes a fission material that enables a sustained fission chain reaction when two or more of the sealed integrated subcritical power modules are disposed adjacent to each other. 11. A portable power generation module according to claim 10 loaded with sufficient fission material to form a limiting mass.

前記密封された一体型亜臨界パワーモジュールを近接する2つ以上の密封された一体型亜臨界パワーモジュールに能動的又は受動的に配置できるように構成された水平滑動機構（901）を更に備える、請求項11に記載の可搬型発電モジュール。 A water smoothing mechanism (901) configured to allow active or passive placement of the sealed integrated subcritical power module to two or more adjacent sealed integrated subcritical power modules; The portable power generation module according to claim 11.

前記密封された一体型亜臨界パワーモジュールを近接する2つ以上の一体型亜臨界パワーモジュールに能動的又は受動的に配置できるように構成された垂直滑動機構（901）を更に備える、請求項11に記載の可搬型発電モジュール。 The vertical sliding mechanism (901) configured to allow the sealed integrated subcritical power module to be actively or passively disposed in two or more adjacent integrated subcritical power modules. The portable power generation module described in 1.

前記密封された一体型亜臨界パワーモジュールを近接した2つ以上の密封された一体型亜臨界パワーモジュールに配置できるように構成された水平滑動機構及び垂直滑動機構（901）を更に備える、請求項11に記載の可搬型発電モジュール。 The water smoothing mechanism and the vertical sliding mechanism (901) configured to allow the sealed integrated subcritical power module to be placed in two or more sealed integrated subcritical power modules in close proximity. 11. The portable power generation module according to 11.

熱交換器を形成する冷却材チャネル（507）を構成する異なる種類の核燃料で作動するように構成され、第1流体（1104）が核燃料及び第1流体と混合することなく前記チャネルを通って流れ、核燃料の冷却を提供する、核燃料炉心カートリッジ（203）。 It is configured to operate with different types of nuclear fuel that make up the coolant channel (507) that forms the heat exchanger, and the first fluid (1104) flows through the channel without mixing with the nuclear fuel and the first fluid. Providing nuclear fuel cooling, nuclear fuel core cartridge (203).

前記炉心圧力境界（215）の外側からアクセスできる計装チャネル（508）を更に備える、請求項15に記載の核燃料コアカートリッジ。 16. The nuclear fuel core cartridge of claim 15, further comprising an instrumentation channel (508) accessible from outside the core pressure boundary (215).

前記炉心圧力境界（215）の外側から接近可能なチャネル（508）を更に備え、前記チャネルは同位体を生成するために選択された材料の露出に利用されるように構成されている、請求項15に記載の核燃料炉心カートリッジ。 The system further comprises a channel (508) accessible from outside the core pressure boundary (215), the channel configured to be utilized for exposing a selected material to produce isotopes. 15. The nuclear fuel core cartridge according to 15.