JP6842191B2 - 液体金属一次冷却材を用いた負荷追随型制御小型原子炉システム - Google Patents

Description

本発明は、小型原子力発電システム用の原子炉システムと構造に関し、従来の工学的安全系の代わりに物理的な安全システムを組み込んだ原子炉構造に関する。即ち、原子炉内の核反応が自然に制御される負荷追随型制御システムが組み込まれた小型原子炉に関する。

従来の主な原子力発電システムでは、軽水を冷却材に用いた軽水炉型原子力発電システムが主流となっている。これに用いる原子炉には、金属酸化物燃料がジルカロイの被覆管に挿入された核燃料棒が装荷されている。核反応は炭化ホウ素等を含有した制御棒によりコントロールされている。さらに、核加熱により生成された蒸気がタービンに送られて発電される。軽水炉型原子炉システムはさらに、直接システムである沸騰水型と間接システムである加圧水型に大別される。間接サイクル型の原子炉システムである加圧水型炉は、一次冷却系と二次冷却系の間に蒸気発生器や熱交換器を備えている。

この種の大型の発電システムに用いられる原子炉は、低伝熱特性のウラニウム（Ｕ）２３５又はプルトニウム（Ｐｕ）２３９を含有する金属酸化物をペレット状に成形した燃料を、被覆管に収納した多数の燃料棒を集合させた炉心を備える。大型の原子炉に用いられる炉心は、数１０本程度の燃料棒を束ねた燃料棒の束を２００束ほど集合させ、これら燃料棒の集合体の間に、燃料の反応速度を制御するための制御棒を配置している。

特願２０１５−７５９４２ 特開２０１５−１６５５５４ 米国特許第２，４９５，７４５号

A. A. Bostrom, THE HIGH TEMPERATURE OXIDAITON OF ZIRCALOY IN WATER, WAPD-104, March 19, 1954 W. F. Murphy, W. N. Beck, F. L. Brown, B. J. Koprowski, and L. A. Neimark、POSTIRRADIATION EXAMINATION OF U-Pu-Zr FUEL ELEMENTS IRRADIATED IN EBR-I1 TO 4.5 ATOMIC PERCENT BURNUP、ANL-7602、November, 1969 特許出願技術動向調査報告書、熱電変換技術、平成２６年３月、特許庁 DESIGN AND FABRICATION OF A COUNTERFLOW DOUBLE-CONTAINMENT TANTALUM-STAINLESS STEEL MERCURY BOILER by Laurence W. Gertsma and David W. Medwid, Lewis Research Center, Cleveland, Ohio, NATIONAL AERONAUTICS AND SPACE ADMINISTRATION ? WASHINGTON, D. C., MAY 1969

このような制御棒を用いた大型の原子炉にあっては、制御棒の位置を制御する機構が故障するなどして、制御棒が機能しなくなると、炉心の核反応が暴走する危険がある。この他のより大きな問題点は、ジルカロイ−２、−４合金は、１０００℃以上の高温で、以下の化学式により水と反応して水素ガスを発生させる、という危険性が大きく高まることである（非特許文献１）。
（式１） Ｚｒ + ２Ｈ_２Ｏ → ＺｒＯ_２ + ２Ｈ_２
大型の軽水炉の場合、もし制御棒が駆動しないと核反応が急速に進み、温度が１０００℃以上になる。このような場合、急速炉心冷却系等の安全系が作動して燃料棒の温度が上昇しないように設計されている。しかし、この安全系がもし機能しない場合、炉心で急速に水素ガスが発生し、空気中の酸素と反応、爆発する危険性が高い。軽水炉では、水素爆発等の危険性を避けるために、制御棒作動系および炉心冷却系のような多様な工学的安全系が組み込まれている。しかしながら、このような工学的安全系は高コストである。単位電力コストを低減するためには、原子炉を大型することが必要となる。従って、近年の軽水炉は大型化を前提に設計され、建設されている。

一方、まだ開発段階であるが、一次冷却材として金属ナトリウム（Ｎａ）等を用いる高速炉がある。日本の高速炉である「もんじゅ」においては、一次冷却材として金属Ｎａが、二次冷却材として水が用いられている。さらに、金属酸化物燃料が装荷され、中性子吸収材として炭化ホウ素を含有する制御棒を用いて核反応が制御されている。一次冷却材である金属Ｎａは二次冷却材である水と反応し、爆発性の水素ガスを発生する危険性があるので、一次冷却材の金属Ｎａ循環システムにおいて中間熱交換器を設置し、金属Ｎａ循環ラインを二重にしている。中間熱交換器で加熱された金属Ｎａの熱で、加熱器および蒸気発生器において二次冷却材である水を蒸気に変換し、蒸気タービンを回転し発電する。このように、高速炉においても、安全性のため原子力発電システムは複雑になる。

以上説明したように、現在の商用原子炉において工学的安全系は不可欠であり、そのため、製造・建設コストが上昇することが避けられない。核***反応を利用した原子炉において安全系は基本的に不可欠である。しかし、前述の通り、工学的安全系は安全性において常に不十分な点が残されており、完全な安全系を目指すと、安全系の設置コストが非常に高くなるという問題がある。本発明は、前述の工学的安全系に代わって、物理的安全系を採用した原子炉システムを構築することを目的とする。

物理的安全系とは、原子炉炉心における自然現象に基づいて、核燃料の燃焼度が制御されることを意味している。原子炉における自然現象として、熱や中性子量等がある。この中で熱は非常に重要な因子である。原子炉を構成する材料として構造材、燃料等があるが、これらの材料は熱により必然的に熱膨張または熱収縮する。この、構造材が熱により変形する現象を利用して、核反応を制御することが可能となる。以下に現象を具体的に説明する。

（１）核燃料密度の変化による核反応度の制御
（１−１）燃料自体の熱膨張
非特許文献２によれば、ウラニウム（Ｕ）−プルトニウム（Ｐｕ）−ジルコニウム（Ｚｒ）三元合金燃料を６００℃から６５０℃に加熱すると、熱膨張係数が約３桁大きくなる。燃料棒自体が膨張すると、ＵまたはＰｕの密度が低下し、その結果核反応度が低下する。
（１−２）燃料集合体の配置
原子炉炉心を構成する燃料棒集合体の配置が燃料棒集合体サポートの熱膨張により変化し、燃料集合体間の距離が大きくなると、実質的なＵおよびＰｕ密度が低下して核反応度が低下する。

（２） 中性子の漏れ確率／量の制御
燃料棒/燃料集合体に含有されたＰｕ、Ｕ等の核***性物質から生成される中性子束は、原子炉外等の系外に漏れる中性子と、燃料棒に再吸収され核***に寄与する中性子の二種類に大別される。系外に漏れる中性子の割合は次のパラメータに依存する。
（２−１）反射体の効率
炉心の中性子束密度は、炉心を囲む反射体の反射効率に大きく依存し、効率的な反射体を利用することにより中性子倍増係数Ｋ_ｅｆｆを１以上にすることが可能となる。この反射効率を炉心の熱出力に応じて変化させることにより、負荷追随型制御方式が可能となる。
（２−２）冷却材の特性
本発明で用いる冷却材としては、金属Ｎａ、鉛（Ｐｂ）−ビスマス（Ｂｉ）、Ｐｂ、Ｓｎ単体が挙げられる。ここで、各々の特性を説明する。

（冷却材である金属ナトリウムの密度）
金属Ｎａの密度は温度に依存しており、具体的には熱膨張率に依存している。温度が上がると密度が低下するため、中性子漏れ確率が大きくなり、結果として中性子倍増係数Ｋ_ｅｆｆが低下して１に近づき、さらに温度が上がるとＫ_ｅｆｆが１以下となり、原子炉の臨界を維持することが不可能となる。逆に温度が下がると、中性子漏れ確率が低下してＫ_ｅｆｆが１以上となり、核***連鎖反応を維持することが可能となる。

なお、金属Ｎａの沸点は８８０℃であるので、通常ボイドの形成は問題とならないが、燃料棒に接触している金属ナトリウムは高温となり、沸点以下での微少なボイドが形成される可能性がある。この結果、反応度のボイド係数が「正」となる問題点が残る。しかし、高温で中性子の漏れ量が大きくなるとこのボイド係数の問題点がなくなる優位点がある。

（その他の冷却材）
高速炉の冷却材として、金属Ｎａ以外に、中性子吸収断面積が小さく中性子束に影響しないＰｂがあるが、融点が３２５℃と比較的高いことが欠点である。融点を下げることが可能なＰｂ−Ｂｉ（４５．５％Ｐｂ−５５．５％Ｂｉ）も有効な冷却材候補である。Ｐｂ−Ｂｉの融点は１２５℃へと低下する。また、Ｓｎは融点が２３２℃、沸点が２６０２℃であり、これも有望な一次冷却材候補である。

（２−３）原子炉表面積／体積比
生成される中性子量は原子炉の体積に依存しており、また中性子漏れ量は原子炉表面積に依存する。即ち、漏れる中性子の割合は、原子炉表面積／体積の比に依存する。表面積の割合が大きくなると漏れ中性子の割合が大きくなる。
他方、生成される中性子量は、金属燃料棒に含有されている核***性Ｐｕ、Ｕの濃度にも依存する。
以上のような熱特性、中性子量の変化による反射体の熱変形を利用して、炉芯を構成する核燃料の核反応を制御することができる（特許文献１）。

本発明は、金属燃料棒集合体を装荷した負荷追随制御型原子炉の炉心構造に関し、さらに、固体に比較して熱膨張率がより大きい液体金属等の液体あるいは気体の熱膨張を利用した負荷追随型制御機構を組み込んだ原子炉の構造に関する。

まず、液体金属の熱膨張と核燃料の臨界特性との関係について説明する。臨界特性は以下の因子に依存する。
（１）中性子束
（１−１）中性子発生確率
（１−２）中性子漏れ確率と反射体による漏れ確率の低減
（１−３）中性子吸収確率と中性子吸収体と中性子束
（２）核***性物質濃度
（２−１）核燃料棒におけるＵまたはＰｕ等の核***性物質濃度
（２−２）燃料集合体間の距離を変えることによる実質的な核***性物質濃度

（１）において、核***性物質濃度を物理的に高めることは容易である。しかし、濃度を高めると、核兵器を製造することが可能となる。核兵器製造を防止するために、米国では核***性物質濃度を２０％以下に抑えている。さらに、本発明は負荷追随型制御方式の炉心を対象にしている。具体的には、炉心核反応度が上がった時、自然現象により核反応度が下がり、逆に炉心核反応が下がった時、自然現象により核反応度が上がる機構を対象としている。ここで使用する自然現象は材料の熱膨張である。構造材は炉心温度の変化に対応して熱膨張／熱収縮する。このような構造材の熱膨張／熱収縮を利用して核***性物質濃度を変化させること、および中性子束を変化させることにより核反応度を制御する。

（熱膨張／熱収縮を利用した中性子束の制御）
特許文献１に開示されている通り、燃料集合体の周囲に設置した固体状反射体支持体の熱膨張を利用した反射体の変形により反射体効率を変化させる。例えば、支持構造体にスパイラル状／コイル状の支持体を取り付ける。このような形状にして支持体の寸法を大きくすることにより熱膨張量を大きくし、熱膨張変化率を大きくすることが可能となる。本発明では、熱膨張／熱収縮量を増加させる別の方法として液体金属または気体を利用する。負荷追随型制御を効率的に行うためにはできるだけ熱膨張率を大きくすることが望ましい。ここで重要な点は、膨張率には線膨張率αと体積膨張率βがあることである。また、αとβには近似的に以下の式で表わされる関係がある。
（式２） β＝３α
この式は、体積膨張率を線膨張率に変換する機構を利用すれば、線膨張率を大きくすることが可能となることを示している。

この考え方に基づいた変換機構の一例を図１に示す。図１に示すようにシリンダー２のなかにピストン１を挿入し、ピストン１に反射体取付け治具４と反射体固定治具５を取り付ける。シリンダー２とピストン１の間には、液体または気体の漏洩を防止するために、潤滑機能と漏洩防止機能をもつ二硫化モリブデン（ＭｏＳ_２）、銅（Ｃｕ）またはグラファイトを潤滑剤として用いてもよい。

反射体を効率良く移動させるためには線膨張量が重要である。線膨張量をさらに大きくするためには、図１に示すような液体金属タンク３０を設け、さらに体積膨張する部材の体積、即ち液体金属または気体のタンクの容量を大きくすることにより線膨張量が大きくすることができる。タンク３０の容量をＶ、ピストン１の断面積をＳ、温度差をΔtとすると、ピストンの移動量δは次式で表される。
（式３） δ＝βΔtＶ／Ｓ
ここでＶはシリンダー内の液体金属体積Ｖ１と付属タンク内の液体金属容量Ｖ２の和となる。
（式４） Ｖ＝Ｖ１＋Ｖ２
このように、液体金属タンクの容量を大きくし、ピストンの断面積を小さくするとピストンの移動量δは大きくなり、その結果反射体の移動量が大きくなる。

図１に示す様なピストンとシリンダーとを設置した熱膨張機構を分轄型反射体に接続した反射体移動機構の一例を図２に示す。ピストン１を反射体取付け治具５を介して分轄型反射体１０に接続し、さらに、シリンダー２を反射体移動機構固体円筒１１に固定する。シリンダー２内には液体金属または気体を充填する。液体金属または気体の外部への漏洩防止のためにベローズ１５が設けられている。シリンダー２内の液体金属または気体の膨張量が大きくなると、シリンダー２内のピストン１は外側に移動し、その結果、６分轄されたた反射体１０が外側に移動する。中性子等の放射線、および高温等の原子炉の環境を考慮すると、有望な液体金属の候補としてとして、水銀（Ｈｇ）、ナトリウム（Ｎａ）、カリウム（Ｋ）、鉛（Ｐｂ）、鉛−ビスマス（Ｐｂ−Ｂｉ）が挙げられる。さらに、気体としてはヘリウム（Ｈｅ）、アルゴン（Ａｒ）等が挙げられる。一方、液体金属または気体を収納する容器の膨張係数はなるべく小さくすることが必要である。この視点から、容器の材質としては、炭素（Ｃ）、炭化ケイ素（ＳｉＣ）、窒化ケイ素（ＳｉＮ）、ニッケル鋼、タングステン鋼があげられる。

本発明の小型原子力発電システムの具体的構成は以下のとおりである。
ウラニウム（Ｕ）２３５、２３８およびプルトニウム（Ｐｕ）２３９のいずれか一方又は双方を含有する金属性燃料を被覆管に封入した複数の燃料棒からなる燃料集合体を複数備えた炉心と、
前記炉心を収納した原子炉容器と、
前記原子炉容器内に充填され、前記炉心によって加熱される金属ナトリウム（Ｎａ）、鉛（Ｐｂ）、錫（Ｓｎ）または鉛-ビスマス（Ｐｂ−Ｂｉ）の内の１つからなる一次冷却材と、
炉心の核反応を制御するための、前記炉心の周囲を囲んで配置される中性子反射体と、中性子反射体移動機構および／または燃料集合体間隔調整機構を含み、
前記中性子反射体は、前記炉心から放射される中性子の実効倍増係数を１以上に維持して前記炉心を臨界状態とする中性子反射効率を有し、
前記中性子反射体移動機構および燃料集合体間隔調整機構は、前記中性子反射体よりも膨張率が大きい液体または気体を内蔵し、該液体または気体の体積熱膨張量を線熱膨張量に変換する機構を有し、
前記反射体移動機構は、前記中性子反射体に結合され、前記原子炉容器内の温度に対応した前記線熱膨張量に変換された熱膨張による変位により、前記中性子反射体と前記炉心の間隔を変化させ、これにより前記中性子反射効率を変化させるように構成され、
前記燃料集合体間隔調整機構は、前記炉心の複数の前記燃料集合体の間隔を設定する部材に結合され、前記原子炉容器内の温度に対応した前記線熱膨張量に変換された熱膨張による変位により、前記燃料集合体の間隔を変化させ、これを利用して中性子実効倍増係数を変化させるように構成され、
前記中性子反射体移動機構および／または前記燃料集合体間隔調整機構により、温度による負荷追随型制御が可能となっている小型原子炉を備えた小型原子力発電システムである。

さらに、前記金属性燃料は、Ｕ２３５とＰｕ２３９を合計した比率が２０％以下である、Ｕ−Ｐｕ−Ｚｒ三元金属性燃料としてもよい。

また、液体または気体の体積熱膨張量を線熱膨張量に変換する前記機構は、液体または気体を注入したシリンダー状容器と、該容器内に前記液体または気体を密封するように挿入したピストン状部材とを備えた機構とすることができる。

また、前記シリンダー状容器と前記ピストン状部材の間に、前記液体または気体の漏洩を防止するためのベローズを取り付けてもよい。

あるいは、前記シリンダー状容器と前記ピストン状部材の間に、前記液体または気体の漏洩を防止するために、潤滑機能と漏洩防止機能をもつ潤滑剤として二硫化モリブデン、銅またはグラファイトを用いてもよい。

膨張率が大きい液体は、リチウム（Ｌｉ）、カリウム（Ｋ）、ナトリウム（Ｎａ）、水銀（Ｈｇ）、鉛（Ｐｂ）、鉛−ビスマス（Ｐｂ−Ｂｉ）、ガリウム（Ｇａ）、亜鉛（Ｚｎ）の中から選択した液体金属とすることができる。一方、気体としてはヘリウム（Ｈｅ）またはアルゴン（Ａｒ）とすることができる。

また、前記シリンダー状容器と前記ピストン状部材とを用いた体積熱膨張量を線熱膨張量に変換する機構に加えて、前記シリンダー状容器に前記シリンダー状容器より大きな容量のタンクを結合することにより、より大きな体積熱膨張量を線熱膨張量に変換する機構を有することができる。

本発明の小型原子力発電システムは、炉心を囲む、周囲方向で２つ以上に分割された概ね円筒状の前記中性子反射体の外周に、反射体移動機構固定円筒を配置し、上記中性子反射体の分割数以上の数の液体または気体を密封した前記シリンダー状容器、または前記シリンダー状容器と前記タンクを、前記反射体移動機構固定円筒に結合し、前記シリンダー状容器、または前記シリンダー状容器と前記タンクの中を貫く前記ピストン状部材と、前記中性子反射体とを結合して、前記中性子反射体を前記反射体移動機構固定円筒に対して温度変化に応じた線熱膨張量だけ移動させることにより、前記中性子反射体と前記燃料集合体との間隔を制御して負荷追随型制御を行う。

本発明の別の小型原子力発電システムは、炉心を囲む、周囲方向で２つ以上に分割された概ね円筒状の前記中性子反射体の内側に、分割された各中性子反射体に結合され、前記炉心の中心から放射状に配置された前記ピストン状部材が挿入された複数の前記シリンダー状容器と、前記放射状に配置された複数のシリンダー状容器の中心に液体または気体用タンクを設置し、前記タンクおよび前記複数のシリンダー状容器内に液体または気体を密封し、温度変化に応じた線熱膨張量だけ前記中性子反射体を半径方向に移動させることにより、前記中性子反射体と前記燃料集合体との間隔を制御して負荷追随型制御を行う。

本発明のまた別の小型原子力発電システムは、周囲方向に２つ以上に分割され、さらに半径方向に２つに分割され、さらに高さ方向に２つ以上に分割された複数のリング状の反射体であって、外側のリング状反射体と内側のリング状反射体の２つのグループのリング状反射体のそれぞれが、横方向から見て重なり合わないように、高さ方向にずらして交互に配置され、全体として炉心を囲む概ね円筒状の中性子反射体を備え、
上下方向に移動可能なピストン状部材を有するシリンダー状容器と、該シリンダー状容器と流体連通したタンクからなる反射体移動機構をさらに備え、
前記ピストン状部材が前記外側のリング状反射体のグループに固定され、前記内側のリング状反射体のグループが前記タンクに固定され、前記シリンダー状容器と前記タンクには液体または気体が密封され、前記外側のリング状反射体のグループを、温度変化に応じた前記液体または気体の線熱膨張量だけ前記ピストン状部材により上下方向に移動させて、前記外側のリング状反射体と前記内側のリング状反射体の各グループの間にスリットを形成し、該スリットの間隔により中性子漏れ量を制御して負荷追随型制御を行う。

本発明のまた別の小型原子力発電システムは、複数の前記燃料集合体が概ね同心円状に配置され、かつ同心円状グループに分けられ、ピストンが挿入された複数のシリンダーおよびタンクが前記燃料集合体の上部および／または下部に配置され、前記複数のシリンダーが前記タンクを中心にして放射状に配置され、前記シリンダーと前記タンクは流体連通して液体または気体が密封され、前記ピストンが前記同心円状グループのそれぞれに接続され、温度変化に応じた前記液体または気体の線熱膨張量だけ、前記燃料集合体の前記同心円状グループを半径方向に移動させることにより、炉心を負荷追随型制御する。

前記炉心の周囲を囲んで設置された前記中性子反射体は、前記炉心の高さ寸法より小さい高さに形成され、移動機構により前記炉心の下方側から上方側に向かって、または上方側から下方側に向かって移動できるように構成されてもよい。

または、前記燃料集合体の全長と同等の長さの前記中性子反射体を、前記燃料集合体の周囲に設置してもよい。

本発明の小型原子力発電システムは、前記原子炉容器内に、前記反射体移動機構または前記燃料集合体間隔調整機能が取付けられた前記燃料集合体の周囲に、一次冷却材自然循環促進機能と中性子漏れ防止機能を有する金属製の円筒を配置し、さらに前記一次冷却材と二次冷却材との熱交換を行う熱交換器を前記円筒の周囲に配置してもよい。

本発明の小型原子力発電システムは、前記燃料集合体の中心部に中性子吸収体を設置してもよい。

あるいは、前記中性子反射体の外側に中性子吸収体を設置してもよい。
また、前記中性子吸収体として、アクチノイド系放射性元素等の、放射性廃棄物等の処理に適した材料を用いてもよい。

本発明の前記炉心は、ＺｒとＵ２３５、２３８、およびＰｕ２３９とからなる合金、またはＺｒとＵ２３５、２３８およびＰｕのいずれか一方との合金からなる金属性燃料を、フェライト系ステンレス鋼、またはクロム・モリブデン鋼からなる被覆管に封入した燃料棒を複数備える。

本発明の前記原子炉容器は、５ｍ以下の直径および２０ｍ以下の高さを有する円筒状に形成され、前記原子炉容器に収納される炉心は、５〜１５ｍｍの直径および３．０ｍ以下の長さに形成された複数の燃料棒からなる。

本発明の小型原子力発電システムは、前記原子炉によって加熱された前記一次冷却材が導管を介して供給されるとともに、前記一次冷却材と熱交換されて加熱される超臨界二酸化炭素または亜臨界二酸化炭素、軽水またはヘリウムからなる前記二次冷却材が循環する主熱交換器と、前記主熱交換器によって加熱された前記二次冷却材によって駆動される前記タービン発電システムとを前記原子炉の外部に備えることを特徴とする。

本発明の別の小型原子力発電システムは、前記原子炉に前記一次冷却材が充填されるとともに、前記原子炉容器内の燃料によって加熱された前記一次冷却材と前記原子炉容器内の燃料とによって前記原子炉容器内の前記熱交換器で加熱された前記二次冷却材によって駆動される前記タービン発電システムを前記原子炉の外部に備えることを特徴とする。
前記二次冷却材は水銀（Ｈｇ）または軽水でもよい。

原子炉内に設置した複数の前記熱交換器の、前記二次冷却材の入口配管群を第一のマニホールドに接続し、出口配管群を第二のマニホールドに接続してもよい。

本発明のまた別の小型原子力発電システムは、移動機構に結合された前記中性子反射体の中心の、前記燃料集合体または前記燃料集合体間隔調整機構が取付けられた前記燃料集合体を装荷した炉心の周囲に、内面に熱発電機能を有する熱発電素子を取付けた複数のチューブを設置し、原子炉内に一次冷却材を充填するとともに前記複数のチューブに二次冷却材を供給する。

前記熱発電素子は、鉛・テルル系（Ｐｂ−Ｔｅ系）、シリコン・ゲルマニウム系（Ｓｉ−Ｇｅ系）、ｐ型はＬａ−Ｆｅ−Ｓｂ、ｎ型はＣｅ−Ｃｏ−Ｓｂ合金から成るフィルドスクッテルダイト系、酸化物系-金属系、ｐ型はＣａ−Ｃｏ、ｎ型はＣａ、Ｍｎのそれぞれ酸化物からなるオキサイド系の半導体からなる。

本発明による小型原子力発電システム用の原子炉には、前述の工学的安全系に代わって、熱膨張または熱収縮を利用した中性子反射体移動機構または燃料集合体間隔調整機構という物理的安全系を採用したため、小型で安価な原子炉システムを提供できる。

図１は、本発明に係る中性子反射体移動機構を示す透視断面図である。 図２は、本発明に係る中性子反射体と移動機構を組合せた構造の概略斜視図である。 図３は、本発明の小型原子炉の炉心の実施例の透視上面図である。 図４は、燃料集合体の外観を示す図である。 図５は、本発明に係る燃料集合体の平均炉心半径と実効倍増係数との関係を示すグラフである。 図６は、本発明に係る実効倍増係数と炉心と反射体間の平均ギャップとの関係を示すグラフである。 図７は、本発明に係る燃料集合体と間隔調整機構の外観を示す図である。 図８は、本発明に係る燃料集合体間隔調整機構の上面図である。 図９は、本発明に係る実効倍増係数と平均燃料集合体間隔との関係を示すグラフである。 図１０は、本発明に係る液体タンク付反射体移動機構と燃料集合体の外観を示す概略斜視図である。 図１１Ａは、本発明に係る反射体スリット調整型反射体移動機構の実施例の断面の概略斜視図である。 図１１Ｂは、本発明に係る反射体スリット調整型反射体移動機構の実施例の概略斜視図である。 図１２は、本発明に係る反射体内側設置型反射体移動機構の実施例の透視平面図である。 図１３は、本発明に係る燃料集合体の断面図である。 図１４は、本発明に係る燃料集合体と反射体移動機構の外観を示す概略斜視図である。 図１５は、本発明に係る原子力発電システムの、実効倍増係数の運転時間依存性の、中性子吸収体の有無による違いを示すグラフである。 図１６Ａは、本発明に係る炉内熱交換器を設けた自然循環型原子力発電システムの透視斜視図である。 図１６Ｂは、本発明に係る炉内熱交換器を設けた自然循環型原子力発電システムの縦断面図である。 図１７は、本発明に係る自然循環型原子力発電システムの実施例を示す模式的断面図である。 図１８は、本発明に係る自然循環型原子力発電システムの別の実施例を示す模式的断面図である。 図１９は、本発明に係る分割反射体自然循環型原子力発電システムの実施例を示す模式的断面図である。 図２０は、本発明に係る分轄反射体型小型原子力発電システムの別の実施例を示す模式的断面図である。 図２１は、本発明に係る超臨界二酸化炭素ガスタービン小型原子力発電システムの実施例を示す模式的断面図である。 図２２は、本発明に係る熱発電機構型の小型原炉の実施例の断面の斜視図である。 図２３は、本発明に係る第二冷却材として水銀を用いる小型原子力発電システムの実施例を示す模式的断面図である。

本発明の実施例は、汎用核計算コードＳＲＡＣ(Standard Reactor Analysis Code)を用いて得た結果に基づいたものである。ＳＲＡＣ は様々なタイプの原子炉の炉心解析に適用できる核計算コードシステムである。
まず、下記に示す小型原子炉炉心の基本仕様に基づいて、核反応を確認した。（基本仕様）
・炉心直径：８５ｃｍ、
・炉心高さ：２００ｃｍ
・燃料集合体：６０体
・燃料ピン直径：１ｃｍ
以下、具体的な形状の小型原子炉の実施例について臨界計算を行い、その結果に基づいた実施例について、図を参照しながら説明する。

本発明の第一の実施例による小型原子炉の概略断面構造を図３に示す。低合金綱等からなる原子炉容器の中に燃料集合体２０を裝荷し、燃料集合体の周囲にグラファイトからなる分割中性子反射体１０を設置する。この反射体は下部から上部に移動または上部から下部に移動が可能である。この反射体を横方向に移動させるために、反射体支持機構として反射体移動機構固定円筒１１が設置され、これに液体金属用シリンダー２、反射体固定治具５、ピストン１を取り付ける。この分轄反射体および反射体支持機構は原子炉上部に設置した駆動機構（非表示）に接続されている。しかしこれに限定されることはなく、燃料集合体の全長と同等の長さの反射体を、燃料集合体の周囲に設置してもよい。

燃料集合体２０の外観を図４に示す。フェライト径ステンレス鋼（フェライト系鉄鋼材料の参照鋼の一つであるＨＴ−９鋼（Ｆｅ-１２ＣＨＭｏ-Ｖ、Ｗ）の被覆管の中に、Ｐｕ-Ｕ-Ｚｒ合金鋼からなる直径１０ｍｍΦ、長さ２００ｍｍの燃料ピンを挿入して作製した１本の燃料棒２１を、スペサー２２用いて２４本束ねて燃料集合体２０とした。図３に示すモデル原子炉のように、分轄反射体の中には燃料集合体２０を９３体以上裝荷した。核***性物質濃度はＰｕ２３９とＵ２３５を合計して１９％とした。

図５は炉心平均寸法と中性子実効倍率(Ｋ_ｅｆｆ)との関係を示す。図から分かる通り、炉心の平均半径が大きくなると、Ｋ_ｅｆｆが１を超える傾向を示す。本発明では、炉心の半径をＫ_ｅｆｆ〜１に近い１以下の値に設定して、反射体を用いてＫ_ｅｆｆ＞１にする。図６は炉心と反射体との間の平均距離(ギャップ)と中性子倍増係数(Ｋ_ｅｆｆ)の関係を示す。図から分かるように、反射体が燃料集合体から離れるとＫ_ｅｆｆは小さくなり、逆にギャップが小さくなるとＫ_ｅｆｆは大きくなる。反射体が温度によりその位置が移動することを利用することにより、Ｋ_ｅｆｆを制御することが可能となる。即ち、炉心が高温になると、ギャップが大きくなって核反応度を下げ、温度が低下するとギャップが小さくなって核反応度は大きくなることを示している。即ち負荷追随型制御が可能となる。

以上では、反射体を用いた負荷追随型制御方式に関して説明した。次に燃料集合体の間隔を換えることによる負荷追随型制御方式を説明する。
図７は燃料集合***置移動機構を取付けた燃料集合体の外観を示す。図８は燃料集合体の上部と下部に取付ける、燃料集合体からなる炉心と燃料集合体の間隔を変化させる燃料集合***置移動機構の平面図を示す。燃料集合体移動機構は、液体タンク３０および下部液体タンク３１にシリンダー２、ピストン１、燃料集合体支持体９、および燃料集合体連携部材３５を取り付ける。この実施例で用いる液体金属の候補としては、〜４００℃以下で液体となるガリウム（Ｇａ）、水銀（Ｈｇ）、亜鉛（Ｚｎ）、カドミウム（Ｃｄ）、鉛（Ｐｂ）、鉛−ビスマス（Ｐｂ−Ｂｉ）、カリウム（Ｋ）、ナトリウム（Ｎａ）、リチウム（Ｌｉ）、錫（Ｓｎ）がある。これらの中で、Ｈｇ、ＫおよびＮａは熱膨張率が大きいので実用上有効である。

図９に、炉心の外縁部の燃料集合体の中心部燃料集合体からの距離と、実効倍増係数Ｋ_ｅｆｆの関係を示す。この図から分かるように、外縁部の燃料集合体が中心部から離れるに従ってＫ_ｅｆｆが小さくなり、最終的に未臨界となることが分かる。

図１０は、液体タンクとシリンダーを併用した反射体移動機構の実施例を示す。分轄反射体１０にピストン１と反射体移動機構固定円筒１１を取り付ける。図１に示したように、ピストン１を挿入するシリンダー２に液体タンク３０を合体させる。シリンダーと液体タンクを合体させることにより、熱膨張に利用する液体金属の容量を増加させることが可能となる。全液体金属の増量により、反射体の変化率（移動量／温度差）が大きくなる。この結果、負荷追随型制御が容易となる。
この実施例の場合は、反射体を運転時間とともに上下方向に移動させることにより、小型原子炉の運転時間を延ばすことが可能となる。具体的には、燃料集合体下部から上部にかけて反射体を移動させることにより、燃料の燃焼部を移動させる。

図１１Ａおよび１１Ｂは、分割反射体を半径方向に二分割以上に分割する実施例を示す。半径方向の分割反射体は、内側分轄反射体１４と外側分轄反射体１３に分かれている。内側分轄反射体１４と外側分轄反射体１３は交互にずらされて高さ方向に重ねられている。内側分轄反射体１４は内側分轄反射体固定治具１５で互いに固定してある。外側分轄反射体１３は反射体移動機構固定円筒１１に結合されている。さらに、反射体移動機構固定円筒１１とピストン１は結合されている。ピストン１を挿入するシリンダー２と液体タンク３０は一体化されている。また、内側分轄反射体１４と液体タンク３０とは図示されていないが互いに固定されている。この構造により、液体タンク３０に充填した金属の熱膨張を利用して外側分轄反射体１３を上下に移動させる。この液体金属に起因する移動により内側分轄反射体１４と外側分轄反射体１３との間に隙間が形成され、反射効率が低下する。この機構を利用することにより、負荷追随型制御が可能になる。

図１２は、反射体の内側に液体を利用した反射体移動機構を組み込んだ反射体構造の実施例を示す。具体的には、液体として、液体金属であるＨｇ、ＫまたはＮａを充填する。この実施例は、反射体内部に液体金属の熱膨張を利用した反射体移動機構を組み込む装置例である。８個に分轄した反射体１０の内部に液体金属移動機構が組み込んである。液体金属移動機構は、中心に液体タンク３０を備え、その周りにピストン１を挿入したシリンダー２を８個取り付けてある。ピストン１と分轄反射体１０は結合されている。この機構により、反射体１０は液体金属温度上昇とともに外側に移動し、温度低下により反射体は内側に移動する。この結果負荷追随型制御が可能となる。本実施例の反射体構造は燃料集合体の上部または下部、あるいは両端に取付けるため、反射体を上下方向に移動させることはむずかしいので、反射体の高さを燃料集合体以上とすることが必要となる。

次の実施例では、運転寿命を延ばすことを可能にする方法について説明する。まず、図１３に示す通り、前述のように９３本の燃料棒２１からなる燃料集合体群２０の中に、ボロン（Ｂ）、ガドリニウム（Ｇｄ）を含有する中性子吸収棒２５を装荷する。この構造の炉心を反射体構造に装荷した状態を図１４に示す。図１４において、反射体移動機構固定円筒１１の中に分割反射体１０を装荷し、分轄反射体１０を半径方向に移動させるために、液体金属を充填したシリンダー２を反射体移動機構固定円筒１１に結合させる。この構造において核特性を検討した。原子炉運転時間を延ばすために、図１３に示したような、当初の反応度に余裕を持たせた燃料集合体を装荷した。初期反応度が大きいと、過剰に核反応が進み過熱する危険性がある。そこで、図１５に示すように、可燃性中性子毒物からなる２０％以上の高濃度Ｂ１０を混入した中性子吸収体２５を装荷することによって、初期過程における過剰反応度を下げることができる。初期反応度を低下させるその他の方法として、燃料棒に酸化ガドリニウム（Ｇｄ_２Ｏ_３）等の中性子毒を添加する方法もある。

図１６Ａおよび図１６Ｂに、原子炉容器内に図７に示した負荷追随型制御方式の燃料集合体を設置した原子炉システムの実施例を示す。このシステムでは、原子炉容器内の一次冷却材としてＰｂ−Ｂｉを用いる。二次冷却材としては軽水を用いる。原子炉容器５０の中に燃料集合体２０を装荷する。図７、図８で示したように、この燃料集合体２０には、液体タンク３０に結合されたシリンダー２等が接続され、液体タンク３０に充填された液体金属であるＨｇの膨張により、燃料集合体の間隔が広がる機構になっている。この燃料集合体２０の周囲には、自然循環促進円筒５２を設置する。この円筒５２は煙突機能を有し、一次冷却材の自然循環を促進する。さらにこの円筒５２に煙突機能と共に反射体の機能を持たせることにより、臨界特性を向上させると共に燃料集合体の燃焼寿命を延ばすことが可能となる。さらに、原子炉容器５０の中の周囲に、一次冷却材と二次冷却材の熱交換をするための熱交換器５１を設置する。また、この熱交換器の複数の二次冷却材入口配管を二次冷却材入口マニホールド５６に接続する。そして、熱交換器の複数の二次冷却材出口配管を二次冷却材出口マニホールド５５に接続する。

実施例７で説明した原子炉を組み込んだ原子炉システムの実施例を図１７に示す。原子炉容器５０内の構成は実施例７と同様である。原子炉容器５０の中には燃料集合体２０、液体タンク３０および下部液体タンク３１を主たる構成要素とする燃料集合体移動機構、自然循環促進円筒５２、熱交換器５１が組み込まれている。熱交換器の入口配管用二次冷却材入口マニホールド５６と出口配管用二次冷却材出口マニホールド５５を原子炉容器５０の周囲に配置する。この実施例では二次冷却材として水を用いる。二次冷却材出口マニホールド５５に接続された配管は蒸気タービン７１に接続され、これを駆動して発電する。蒸気タービン７１に組み合せられた復水器７０で水に戻された水は、第一加熱器７２と第二加熱器７３で予備的に加熱された後、給水ポンプ７５により冷却材入口マニホールド５６を介して原子炉容器５０内の熱交換器５１に供給される。この実施例は、原子炉容器内で二次冷却材を加熱することにより熱交換器５１内で直接蒸気を発生し、この蒸気を二次冷却材出口マニホールド５５から取り出し、蒸気タービンを回転させることにより発電するシステムである。

別の実施例について図１８を用いて説明する。この実施例では、加圧器９１を用いて、原子炉容器内では蒸気発生を抑制する。まず原子炉容器５０の中には燃料集合体２０、液体金属タンク３０と３１を主たる構成要素とする燃料集合体移動機構、熱交換器５１を組み込む。さらに、燃料集合体の周囲に、一次冷却材の自然循環流動を促進するための自然循環促進円筒５２を設置する。自然循環加熱された一次冷却材（Ｂｉ−Ｐｂ）から熱を吸収するために設けた、原子炉内燃料交換器の入口配管用二次冷却材入口マニホールド５６と出口配管用二次冷却材出口マニホールド５５を原子炉容器５０周囲に取り付ける。この実施例では二次冷却材として水を利用する。二次冷却材出口マニホールド５５に接続した配管は、主熱交換器９０に接続される。主熱交換器９０において発生した三次冷却水の水蒸気は、蒸気タービン７１に接続され、タービン７１は復水器７０と組み合わせられて、タービンを駆動し、発電される。復水器７０で水に戻った三次冷却水は第一加熱器７２と第二加熱器７３で予備的に加熱された後、給水ポンプ７５により主熱交換器９０に戻る。二次冷却水は二次冷却材入口マニホールド５６を介して原子炉容器５０内の熱交換器５１に供給される。

実施例９では、燃料集合体間隔調整機能を有した燃料集合体を装荷した原子炉内で、液体金属（Ｂｉ−Ｐｂ）の一次冷却材を自然循環加熱させるシステムを説明した。本実施例では、図１９に示すように、燃料集合体２０周囲に分轄反射体１０を設置する。この分轄反射体は、液体タンク３０内に収納した液体金属の膨張／収縮を利用することにより制御する。さらに、反射体効果を向上させるために、分割反射体の外周に、反射体から漏れた中性子が反射により炉心に戻るのを防止することを目的とした中性子吸収筒６７を設ける。この中性子吸収筒６７と分轄反射体を組み合わせた構造は、一次冷却材自然循環を促進する機能をも合わせもつ。図１９では、二次冷却材として水を用いる。水を加熱するために、原子炉容器５０のなかに複数の熱交換器５１を設置する。これらの熱交換器５１が二次冷却材入り口マニホールド５６および二次冷却材出口マニホールド５５に接続される。熱交換器５１内で蒸気となった二次冷却材はタービン７１に送られ、蒸気が復水器７０で水に戻る。水は第一加熱器７２、および第二加熱器７３で予備的に加熱された後、給水ポンプ７５により熱交換器５１に再び供給される。

次に、一次冷却材（Ｂｉ−Ｐｂ）を循環するシステムの実施例について図２０を用いて説明する。図２０において、原子炉容器５０の中には燃料集合体２０、液体タンク３０を主たる構成要素とする分轄反射体移動機構１０が組込まれている。原子炉容器５０には一次冷却材戻り配管５７と一次冷却材出口配管５８が取付けられている。この実施例では二次冷却材として水を用いる。加熱された一次冷却材が一次冷却材出口配管５８から主熱交換器９０に供給され、熱交換後、一次冷却材が戻り配管５７を介して原子炉容器５０に戻る。主熱交換器で生成された蒸気は、蒸気タービン７１に接続され、これを駆動して発電する。蒸気タービン７１に組合せられた復水器７０で水に戻った水は、第一加熱器７２と第二加熱器７３で予備的に加熱された後、給水ポンプ７５により主熱交換器９０に供給される。

一次冷却材（Ｂｉ−Ｐｂ）を循環するシステムの別の実施例について図２１を用いて説明する。図２１において、原子炉容器５０の中には燃料集合体２０、液体タンク３０を主たる構成要素とする分轄反射体移動機構１０が組込まれている。原子炉容器５０には一次冷却材戻り配管５７と一次冷却材出口配管５８が取付けられている。この実施例では二次冷却材として超臨界二酸化炭素（または亜臨界二酸化炭素）を用いる。一次冷却材出口配管５８から加熱された一次冷却材が主熱交換器９０に供給され、熱交換後、一次冷却材が戻り配管５７を介して原子炉容器５０に戻る。主熱交換器で加熱された超臨界二酸化炭素（または亜臨界二酸化炭素）ガスは、隔離弁８０を介して、圧縮器８２と組合せられた超臨界二酸化炭素ガスタービン８１に接続され、タービン８１を駆動して発電する。ガスタービンから排出された超臨界二酸化炭素（または亜臨界二酸化炭素）ガスは冷却器８３で冷却された後、圧縮器８２に送られる。低温の超臨界二酸化炭素ガスは、再生熱交換器８４で予備的に加熱された後、超臨界二酸化炭素（または亜臨界二酸化炭素）ガス供給ポンプ８６により主熱交換器９０に送られる。

二次冷却材として超臨界二酸化炭素ガスを用いるこの小型原子力発電システムにおいて、一次冷却材と二次冷却材との間の熱交換の量に影響する熱効率を向上させるためには、基本的には、冷却材の熱伝導率を検討することが必要である。使用可能な気体中で、水素、ヘリウム、空気、窒素を比較すると、水素ガスの熱伝導率が最も大きく０．１７２（Ｗ／ｍ／Ｋ）であり、ヘリウムはそれよりやや小さく、二酸化炭素ガスの熱伝導率は水素ガスの１／１０である。熱交換の量を大きくするためには、基本的に熱伝導率が大きい二次冷却材を選択することがのぞましい。特許文献１では、超臨界二酸化炭素ガスを二次冷却材として選択したが、可搬型で安全な小型原子力発電システムを前提とした場合、水素ガスの可燃性を考慮すると、二次冷却材としてヘリウムが有望である。

原子炉内に熱発電素子を組み込んだ小型原子炉システムの実施例を図２２に示す。熱発電素子は、熱と電力を変換する素子で、２種類の異なる金属または半導体を接合して、両端に温度差を与えるとゼーベック効果により起電力が生じる素子であり、発電にこれを利用する。大きな電位差を得るためにｐ型半導体とｎ型半導体が組合せて使用される。具体的な例として以下が上げられる（非特許文献３）。
（１） 常温から５００Ｋまで：ビスマス・テルル系（Ｂｉ−Ｔｅ系）
（２） 常温から８００Ｋまで：鉛・テルル系（Ｐｂ−Ｔｅ系）
（３） 常温から１０００Ｋまで：
（ａ）シリコン・ゲルマニウム系（Ｓｉ−Ｇｅ系）
（ｂ）フィルドスクッテルダ イト系：ｐ型は Ｌａ−Ｆｅ−Ｓｂ、ｎ型は Ｃｅ−Ｃｏ−Ｓｂ 合金、６００℃／５０℃、変換効率 ６．２％
（ｃ）酸化物系-金属系：〜８００℃対応と〜３００℃対応の 組合せ
（ｄ）オキサイド系：ｐ型は Ｃａ−Ｃｏ、ｎ型は Ｃａ、Ｍｎのそれぞれ酸化物：６００−４００℃／５０℃
パナソニック株式会社は、ゼーベック効果を利用した熱発電素子を用いた熱発電チューブを製作している。この技術の内容は特許文献２に説明されている。このようなチュ−ブ型熱電子を、熱交換器チューブと同様に原子炉内に組み込む。

具体的には、図２２において、原子炉５０内に複数の燃料集合体２０を装荷し、燃料集合体の間隔を制御する液体タンク３０とシリンダー２を配置する。燃料集合体２０の周りに一次冷却材自然循環促進円筒５２を配置し、その外側に中性子吸収用円筒６７を配置する。原子炉５０内の上部に内部二次冷却材出口マニホールド６５と、下部に内部二次冷却材入口マニホールド６６を設置し、さらに、これらのマニホールド間にチューブ型熱発電システム５３を設置する。

前記実施例では、二次冷却材として水または超臨界二酸化炭素ガスを用いた。これらの材料を用いた場合、物質密度が金属に比較して小さいので、熱伝達率効率が小さい欠点がある。可搬型小型原子力発電システムを製造する場合、システムをなるべく小さくすることが望ましい。このシステムの小型化に最も影響する因子は熱交換器である。熱伝達率効率が小さい冷却材を用いると熱伝達面積を拡大する必要があり、大きな問題点となる。熱伝達率効率が高い冷却材を利用することにより、熱伝達面積を小さくすることが可能となる。この実施例では、二次冷却材として水銀を採用する。水銀は常温で液体で、かつ沸点が３５６．７℃であるという特性を有しているので、小型原子力発電システムの二次冷却材として有望である。過去に、ＮＡＳＡにおいて移動体に搭載されるタービンとして検討され（非特許文献３）、実際に小型タービンの特許として出願されている（特許文献３）。

このような小型の水銀タービンを組込んだ、本発明による小型原子力発電システムの実施例について、図２３を用いて説明する。原子炉容器５０内に燃料集合体２０を装荷し、燃料集合体には液体タンク３０および下部液体タンク３１を取り付けることにより、負荷追随型制御方式を可能にしている。原子炉容器５０内には一次冷却材としてＰｂ−Ｂｉを充填する。一次冷却材を自然循環させるために、燃料集合体２０の周囲に自然循環促進円筒５２を設置する。容器内に熱交換器５１を設置し、熱交換器の入口配管を二次冷却材入口マニホールド５６に接続し、出口配管を二次冷却材出口マニホールド５５に接続する。炉心で加熱された、二次冷却材である水銀はタービン９５に供給される。タービンは水銀コンデンサー９８に接続されている。凝縮した水銀は水銀第一加熱器９６で予備的に加熱された後、ポンプ９７により原子炉容器５０に供給される。

上記記載は実施例についてなされたが、本発明はそれに限定されず、本発明の精神と添付の請求の範囲の範囲内で種々の変更、および修正をすることができることは当業者に明らかである。

１ ピストン 、
２ シリンダー、
４ 反射体取付け治具、
５ 反射体固定治具、
９ 燃料集合体支持体、
１０ 分轄反射体、
１１ 反射体移動機構固定円筒、
１３ 外側分轄反射体、
１４ 内側分轄反射体、
１５ ベローズ、
２０ 燃料集合体、
２１ 燃料棒、
２４ 燃料集合体支持板、
２５ 中性子吸収棒、
３０ 液体タンク、
３１ 下部液体タンク、
３５ 燃料集合体連携部材、
５０ 原子炉容器、
５１ 熱交換器、
５２ 自然循環促進円筒、
５３ チューブ型熱発電システム、
５５ 二次冷却材出口マニホールド、
５６ 二次冷却材入口マニホールド
５７ 一冷却材戻り配管、
５８ 一次冷却材出口配管、
６５ 内部二次冷却材出口マニホールド、
６６ 内部二次冷却材入口マニホールド、
６７ 中性子吸収筒、
７０ 復水器、
７１ 蒸気タービン、
７２ 第一加熱器、
７３ 第二加熱器、
７５ 給水ポンプ、
７６ 一次冷却材循環ポンプ、
８０ 隔離弁、
８１ 超臨界二酸化炭素ガスタービン、
８２ 圧縮機、 ８３ 冷却器、
８４ 再生熱交換器、
８５ 超臨界二酸化炭素ガス循環ポンプ、
８６ 超臨界二酸化炭素ガス供給ポンプ、
９０ 主熱交換器、
９１ 加圧器
９５ 水銀蒸気タービン、
９６ 水銀第一加熱器、
９８ 水銀コンデンサー

Claims (25)

1. ウラニウム（Ｕ）２３５、２３８およびプルトニウム（Ｐｕ）２３９のいずれか一方又は双方を含有する金属性燃料を被覆管に封入した複数の燃料棒からなる燃料集合体を複数備えた炉心と、
   前記炉心を収納した原子炉容器と、
   前記原子炉容器内に充填され、前記炉心によって加熱される金属ナトリウム（Ｎａ）、鉛（Ｐｂ）、錫（Ｓｎ）または鉛-ビスマス（Ｐｂ−Ｂｉ）の内の１つからなる一次冷却材と、
   炉心の核反応を制御するための、前記炉心の周囲を囲んで配置される中性子反射体と、中性子反射体移動機構および／または燃料集合体間隔調整機構を含み、
   前記中性子反射体は、前記炉心から放射される中性子の実効倍増係数を１以上に維持して前記炉心を臨界状態とする中性子反射効率を有し、
   前記中性子反射体移動機構および燃料集合体間隔調整機構は、前記中性子反射体よりも膨張率が大きい液体または気体を内蔵し、該液体または気体の体積熱膨張量を線熱膨張量に変換する機構を有し、該機構は、前記液体または気体を注入したシリンダー状容器と、該容器内に前記液体または気体を密封するように挿入したピストン状部材とを備え、
   前記反射体移動機構は、前記中性子反射体に結合され、前記原子炉容器内の温度に対応した前記線熱膨張量に変換された熱膨張による変位により、前記中性子反射体と前記炉心の間隔を変化させ、これにより前記中性子反射効率を変化させるように構成され、
   前記燃料集合体間隔調整機構は、前記炉心の複数の前記燃料集合体の間隔を設定する部材に結合され、前記原子炉容器内の温度に対応した前記線熱膨張量に変換された熱膨張による変位により、前記燃料集合体の間隔を変化させ、これを利用して中性子実効倍増係数を変化させるように構成され、
   前記中性子反射体移動機構および／または前記燃料集合体間隔調整機構により、温度による負荷追随型制御が可能となっている小型原子炉と、
   二次冷却材と、
   前記小型原子炉内で加熱された前記一次冷却材の熱を前記二次冷却材と熱交換させるための熱交換器と、
   前記二次冷却材の熱を電力に変換するタービン発電システムと
   を備えた小型原子力発電システム。
2. 前記金属性燃料が、Ｕ２３５とＰｕ２３９を合計した比率が２０％以下である、Ｕ−Ｐｕ−ジルコニウム（Ｚｒ）三元金属性燃料である、請求項１に記載の小型原子力発電システム。
3. 前記シリンダー状容器と前記ピストン状部材の間に、前記液体または気体の漏洩を防止するためのベローズを取り付けた、請求項１〜２のいずれか１項に記載の小型原子力発電システム。
4. 前記シリンダー状容器と前記ピストン状部材の間に、前記液体または気体の漏洩を防止するために、潤滑機能と漏洩防止機能をもつ潤滑剤として二硫化モリブデン（ＭｏＳ_２）、銅（Ｃｕ）またはグラファイトを用いる請求項１〜３のいずれか１項に記載の小型原子力発電システム。
5. 膨張率が大きい前記液体が、リチウム（Ｌｉ）、カリウム（Ｋ）、ナトリウム（Ｎａ）、水銀（Ｈｇ）、鉛（Ｐｂ）、鉛−ビスマス（Ｐｂ−Ｂｉ）、ガリウム（Ｇａ）、亜鉛（Ｚｎ）の中から選択した液体金属である、請求項１〜４のいずれか１項に記載の小型原子力発電システム。
6. 膨張率が大きい前記気体が、ヘリウム（Ｈｅ）またはアルゴン（Ａｒ）である、請求項１〜４のいずれか１項に記載の小型原子力発電システム。
7. 前記シリンダー状容器と前記ピストン状部材とを用いた体積熱膨張量を線熱膨張量に変換する機構に加えて、前記シリンダー状容器に前記シリンダー状容器より大きな容量のタンクを結合することにより、より大きな体積熱膨張量を線熱膨張量に変換する機構を有する、請求項１〜６のいずれか１項に記載の小型原子力発電システム。
8. 炉心を囲む、周囲方向で２つ以上に分割された概ね円筒状の前記中性子反射体の外周に、反射体移動機構固定円筒を配置し、上記中性子反射体の分割数以上の数の液体または気体を密封した前記シリンダー状容器、または前記シリンダー状容器と前記タンクを、前記反射体移動機構固定円筒に結合し、前記シリンダー状容器、または前記シリンダー状容器と前記タンクの中を貫く前記ピストン状部材と、前記中性子反射体とを結合して、前記中性子反射体を前記反射体移動機構固定円筒に対して温度変化に応じた線熱膨張量だけ移動させることにより、前記中性子反射体と前記燃料集合体との間隔を制御して負荷追随型制御を行う、請求項７に記載の小型原子力発電システム。
9. 炉心を囲む、周囲方向で２つ以上に分割された概ね円筒状の前記中性子反射体の内側に、分割された各中性子反射体に結合され、前記炉心の中心から放射状に配置された前記ピストン状部材が挿入された複数の前記シリンダー状容器と、前記放射状に配置された複数のシリンダー状容器の中心に液体または気体用タンクを設置し、前記タンクおよび前記複数のシリンダー状容器内に液体または気体を密封し、温度変化に応じた線熱膨張量だけ前記中性子反射体を半径方向に移動させることにより、前記中性子反射体と前記燃料集合体との間隔を制御して負荷追随型制御を行う、請求項１〜６のいずれか１項に記載の小型原子力発電システム。
10. 周囲方向に２つ以上に分割され、さらに半径方向に２つに分割され、さらに高さ方向に２つ以上に分割された複数のリング状の反射体であって、外側のリング状反射体と内側のリング状反射体の２つのグループのリング状反射体のそれぞれが、横方向から見て重なり合わないように、高さ方向にずらして交互に配置され、全体として炉心を囲む概ね円筒状の中性子反射体を備え、
    上下方向に移動可能なピストン状部材を有するシリンダー状容器と、該シリンダー状容器と流体連通したタンクからなる反射体移動機構をさらに備え、
    前記ピストン状部材が前記外側のリング状反射体のグループに固定され、前記内側のリング状反射体のグループが前記タンクに固定され、前記シリンダー状容器と前記タンクには液体または気体が密封され、前記外側のリング状反射体のグループを、温度変化に応じた前記液体または気体の線熱膨張量だけ前記ピストン状部材により上下方向に移動させて、前記外側のリング状反射体と前記内側のリング状反射体の各グループの間にスリットを形成し、該スリットの間隔により中性子漏れ量を制御して負荷追随型制御を行う、請求項１〜７のいずれか１項に記載の小型原子力発電システム。
11. 複数の前記燃料集合体が概ね同心円状に配置され、かつ同心円状グループに分けられ、ピストンが挿入された複数のシリンダーおよびタンクが前記燃料集合体の上部および／または下部に配置され、前記複数のシリンダーが前記タンクを中心にして放射状に配置され、前記シリンダーと前記タンクは流体連通して液体または気体が密封され、前記ピストンが前記同心円状グループのそれぞれに接続され、温度変化に応じた前記液体または気体の線熱膨張量だけ、前記燃料集合体の前記同心円状グループを半径方向に移動させることにより、炉心を負荷追随型制御する、請求項１記載の小型原子力発電システム。
12. 前記炉心の周囲を囲んで設置された前記中性子反射体は、前記炉心の高さ寸法より小さい高さに形成され、移動機構により前記炉心の下方側から上方側に向かって、または上方側から下方側に向かって移動できるように構成されている、請求項１に記載の小型原子力発電システム。
13. 前記燃料集合体の全長と同等の長さの前記中性子反射体を、前記燃料集合体の周囲に設置した、請求項１〜１１のいずれか１項に記載の小型原子力発電システム。
14. 前記原子炉容器内に、前記反射体移動機構または前記燃料集合体間隔調整機能が取付けられた前記燃料集合体の周囲に、一次冷却材自然循環促進機能と中性子漏れ防止機能を有する金属製の円筒を配置し、さらに前記一次冷却材と二次冷却材との熱交換を行う熱交換器を前記円筒の周囲に配置した、請求項１に記載の小型原子力発電システム。
15. 前記燃料集合体の中心部に中性子吸収体を設置した、請求項１〜１４のいずれが１項に記載の小型原子力発電システム。
16. 前記中性子反射体の外側に中性子吸収体を設置した、請求項１〜１５のいずれが１項に記載の小型原子力発電システム。
17. 前記中性子吸収体として、アクチノイド系放射性元素等の、放射性廃棄物等の処理に適した材料を用いた、請求項１５または１６に記載の小型原子力発電システム。
18. 前記炉心は、ＺｒとＵ２３５、２３８、およびＰｕ２３９とからなる合金、またはＺｒとＵ２３５、２３８およびＰｕのいずれか一方との合金からなる金属性燃料を、フェライト系ステンレス鋼、またはクロム・モリブデン鋼からなる被覆管に封入した燃料棒を複数備えた、請求項１〜１７のいずれが１項に記載の小型原子力発電システム。
19. 前記原子炉容器は、５ｍ以下の直径および２０ｍ以下の高さを有する円筒状に形成され、前記原子炉容器に収納される炉心は、５〜１５ｍｍの直径および３．０ｍ以下の長さに形成された複数の燃料棒からなる、請求項１〜１８のいずれか１項に記載の小型原子力発電システム。
20. 前記原子炉によって加熱された前記一次冷却材が導管を介して供給されるとともに、前記一次冷却材と熱交換されて加熱される超臨界二酸化炭素または亜臨界二酸化炭素、軽水またはヘリウムからなる前記二次冷却材が循環する主熱交換器と、前記主熱交換器によって加熱された前記二次冷却材によって駆動される前記タービン発電システムとを前記原子炉の外部に備えることを特徴とする、請求項１〜１９のいずれか１項に記載の小型原子力発電システム。
21. 前記原子炉に前記一次冷却材が充填されるとともに、前記原子炉容器内の燃料によって加熱された前記一次冷却材と前記原子炉容器内の燃料とによって前記原子炉容器内の前記熱交換器で加熱された前記二次冷却材によって駆動される前記タービン発電システムを前記原子炉の外部に備えることを特徴とする、請求項１〜１９のいずれか１項に記載の小型原子力発電システム。
22. 前記二次冷却材が水銀（Ｈｇ）または軽水である、請求項２１に記載の小型原子力発電システム。
23. 原子炉内に設置した複数の前記熱交換器の、前記二次冷却材の入口配管群を第一のマニホールドに接続し、出口配管群を第二のマニホールドに接続した、請求項２１または２２に記載の小型原子力発電システム。
24. 移動機構に結合された前記中性子反射体の中心の、前記燃料集合体または前記燃料集合体間隔調整機構が取付けられた前記燃料集合体を装荷した炉心の周囲に、内面に熱発電機能を有する熱発電素子を取付けた複数のチューブを設置し、原子炉内に一次冷却材を充填するとともに前記複数のチューブに二次冷却材を供給する、請求項２１〜２３のいずれか１項に記載の小型原子力発電システム。
25. 前記熱発電素子が、鉛・テルル系（Ｐｂ−Ｔｅ系）、シリコン・ゲルマニウム系（Ｓｉ−Ｇｅ系）、ｐ型はＬａ−Ｆｅ−Ｓｂ、ｎ型はＣｅ−Ｃｏ−Ｓｂ合金から成るフィルドスクッテルダイト系、酸化物系-金属系、ｐ型はＣａ−Ｃｏ、ｎ型はＣａ、Ｍｎのそれぞれ酸化物からなるオキサイド系の半導体からなる、請求項２４に記載の小型原子力発電システム。