特表 2022-550273 強化された熱伝達及び安全性を有する原子炉炉心構造

(19)【発行国】日本国特許庁(JP)

(12)【公報種別】公表特許公報(A)

(11)【公表番号】

(43)【公表日】2022-12-01

(54)【発明の名称】強化された熱伝達及び安全性を有する原子炉炉心構造

(51)【国際特許分類】

   G21C 5/00 20060101AFI20221124BHJP

   G21C 5/16 20060101ALI20221124BHJP

【ＦＩ】

G21C5/00 A

G21C5/00 C

G21C5/16

【審査請求】未請求

【予備審査請求】未請求

(21)【出願番号】P 2022516343

(86)(22)【出願日】2020-10-04

(85)【翻訳文提出日】2022-05-12

(86)【国際出願番号】 US2020054190

(87)【国際公開番号】W WO2021067903

(87)【国際公開日】2021-04-08

(31)【優先権主張番号】62/910,561

(32)【優先日】2019-10-04

(33)【優先権主張国・地域又は機関】US

(81)【指定国・地域】

(71)【出願人】

【識別番号】520271676

【氏名又は名称】ウルトラ セーフ ニュークリア コーポレーション

【氏名又は名称原語表記】ＵＬＴＲＡ ＳＡＦＥ ＮＵＣＬＥＡＲ ＣＯＲＰＯＲＡＴＩＯＮ

(74)【代理人】

【識別番号】100107456

【弁理士】

【氏名又は名称】池田 成人

(74)【代理人】

【識別番号】100162352

【弁理士】

【氏名又は名称】酒巻 順一郎

(74)【代理人】

【識別番号】100123995

【弁理士】

【氏名又は名称】野田 雅一

(72)【発明者】

【氏名】ヴェンネリ， パオロ， フランチェスコ

(72)【発明者】

【氏名】イーズ， マイケル， ジョン

(72)【発明者】

【氏名】スーザ， ケルシー

(72)【発明者】

【氏名】ディーソン， ウェスリー

(57)【要約】

原子炉炉心のための高度な構造は、（１）核燃料タイル（Ｓ－Ｂｌｏｃｋ）、及び（２）安全性、信頼性、熱伝達、効率、及び小型化を向上させるための低温固相減速材（Ｕ－Ｍｏｄ）を備えた高温熱絶縁体及びチューブライナなどの、いくつかの技術を含む。Ｓ－Ｂｌｏｃｋでは、核燃料タイルは、核燃料タイル間及び燃料冷却剤への熱伝達を最適化し、燃料冷却剤を核燃料タイルと直接接触させるために、インターロッキング幾何学形状パターンで設計された燃料形状を含む。核燃料タイルは、不連続な核燃料横方向ファセットを有するように成形することができ、燃料冷却剤と核燃料タイルとの間の直接接触を実現するために燃料冷却剤通路を内部に形成することができる。Ｕ－Ｍｏｄでは、水素拡散性が低いチューブライナは、高温でも低温固相減速材中に水素を保持し、高温熱絶縁体は、固相減速材を核燃料タイルから絶縁する。
【選択図】 図３

【特許請求の範囲】

【請求項1】

絶縁体要素の絶縁体要素アレイと、減速材要素の減速材要素アレイとを含む原子炉炉心であって、それぞれの減速材要素が、それぞれの絶縁体要素の内側に配置された低温固相減速材から形成される、原子炉炉心と、
核燃料タイルの核燃料タイルアレイであって、それぞれの核燃料タイルが、前記それぞれの絶縁体要素又は別のそれぞれの核燃料タイルに隣接する複数の核燃料横方向ファセットを含む、核燃料タイルの核燃料タイルアレイと
を備え、
前記それぞれの減速材要素が、前記それぞれの絶縁体要素によって前記核燃料タイルの核燃料タイルアレイから絶縁されている、原子炉システム。

【請求項2】

前記原子炉炉心が、水素バリア材料で形成された複数のチューブライナをさらに含み、
前記それぞれの減速材要素が、水素保持のためにそれぞれのチューブライナの内側に配置されている、請求項１に記載の原子炉システム。

【請求項3】

当該原子炉システムは、複数の減速材冷却剤通路をさらに備え、
前記それぞれのチューブライナが、それぞれの減速材冷却剤通路によって囲まれ、
前記それぞれの減速材冷却剤通路が、前記それぞれの絶縁体要素によって囲まれている、請求項２に記載の原子炉システム。

【請求項4】

前記それぞれのチューブライナが、前記それぞれの減速材要素と前記それぞれの減速材冷却剤通路との間にあり、
前記それぞれの減速材冷却剤通路が、前記それぞれのチューブライナと前記それぞれの絶縁体要素との間にある、請求項３に記載の原子炉システム。

【請求項5】

前記それぞれの絶縁体要素が、前記それぞれの減速材冷却剤通路と前記それぞれの核燃料タイルとの間にある、請求項３に記載の原子炉システム。

【請求項6】

前記それぞれのチューブライナが、前記それぞれの減速材要素を被覆するクラッディングとして形成されている、請求項２に記載の原子炉システム。

【請求項7】

前記クラッディングが、密閉容器を含み、
前記それぞれの減速材要素を形成する前記低温固相減速材材料が、前記密閉容器の内側に配置されている、請求項６に記載の原子炉システム。

【請求項8】

前記それぞれのチューブライナが、前記それぞれの減速材要素上にコーティングとして形成され、
前記それぞれの減速材要素を形成する前記低温固相減速材材料が、前記コーティングの内側に配置されている、請求項６に記載の原子炉システム。

【請求項9】

前記水素バリア材料が、Ａｌ_ｙＯ_ｘ、ＳｉＣ、ＺｒＣ、ＭｇＯ、Ｍｏ、Ｗ、Ｃｕ、Ｎｉ、Ｃｒ、又はそれらの組み合わせを含む、請求項２に記載の原子炉システム。

【請求項10】

前記絶縁体要素がそれぞれ、高温熱絶縁体で形成され、
前記高温熱絶縁体が、低密度ＳｉＣ、安定化酸化ジルコニウム、酸化アルミニウム、低密度ＺｒＣ、低密度炭素、又はそれらの組み合わせを含む、請求項１に記載の原子炉システム。

【請求項11】

前記低温固相減速材が、ＭｇＨ_ｘ、ＹＨ_ｘ、ＺｒＨ_ｘ、ＣａＨ_ｘ、ＺｒＯ_ｘ、ＣａＯ_ｘ、ＢｅＯ_ｘ、ＢｅＣ_ｘ、Ｂｅ、濃縮炭化ホウ素、^１１Ｂ_４Ｃ、ＣｅＨ_ｘ、ＬｉＨ_ｘ、又はそれらの組み合わせを含む、請求項１に記載の原子炉システム。

【請求項12】

前記それぞれの絶縁体要素が、中に長手方向に形成された減速材開口部を含む角柱又は円筒として成形され、
前記それぞれの減速材要素が、前記減速材開口部の内側に配置されている、請求項１に記載の原子炉システム。

【請求項13】

前記それぞれの絶縁体要素が、前記角柱として前記それぞれの絶縁体要素を集合的に形成する複数の絶縁体要素横方向ファセットを含む、請求項１２に記載の原子炉システム。

【請求項14】

前記それぞれの絶縁体要素が、前記角柱として成形され、
前記角柱が、複数の絶縁体要素境界壁を含み、
前記絶縁体要素境界壁がそれぞれ、前記絶縁体要素横方向ファセットのサブセットを含む、請求項１３に記載の原子炉システム。

【請求項15】

前記絶縁体要素横方向ファセットが、平面、非球面、球面、又は自由曲面である、請求項１４に記載の原子炉システム。

【請求項16】

前記絶縁体要素境界壁が、非球面又は球面を有する平面の交互パターンを含む、請求項１５に記載の原子炉システム。

【請求項17】

前記角柱が、三角柱であり、
前記それぞれの絶縁体要素が、３つの絶縁体要素境界壁を含む、請求項１４に記載の原子炉システム。

【請求項18】

前記核燃料タイルがそれぞれ、高温マトリックスの内側に埋め込まれたコーティングされた燃料粒子からなる燃料コンパクトから形成され、
前記高温マトリックスが、炭化ケイ素、炭化ジルコニウム、炭化チタン、炭化ニオブ、タングステン、モリブデン、又はそれらの組み合わせを含む、請求項１に記載の原子炉システム。

【請求項19】

前記コーティングされた燃料粒子が、三構造等方性（ＴＲＩＳＯ）燃料粒子又は二構造等方性（ＢＩＳＯ）燃料粒子を含む、請求項１８に記載の原子炉システム。

【請求項20】

前記複数の核燃料横方向ファセットが不連続であり、前記それぞれの核燃料タイルの外周を形成している、請求項１に記載の原子炉システム。

【請求項21】

前記外周が、複数の平面、非球面、球面、又は自由曲面を含む、請求項２０に記載の原子炉システム。

【請求項22】

前記核燃料横方向ファセットが、前記それぞれの絶縁体要素と他のそれぞれの核燃料タイルとの境界を互い違いにする、請求項１に記載の原子炉システム。

【請求項23】

前記核燃料横方向ファセットが、複数のタイル境界壁及び複数の絶縁体要素境界壁を含み、
それぞれのタイル境界壁が、それぞれの絶縁体要素境界壁と交互になって、外周の交互パターンを形成している、請求項１に記載の原子炉システム。

【請求項24】

前記それぞれのタイル境界壁が平面を含む、請求項２３に記載の原子炉システム。

【請求項25】

前記それぞれのタイル境界壁が、対向する端部に２つの核燃料横方向ファセットを含み、その間に核燃料横方向ファセットが延在し、
対向する端部上の前記２つの核燃料横方向ファセットが、平面を含み、
間に延在する前記核燃料横方向ファセットが、非球面又は球面を含む、請求項２３に記載の原子炉システム。

【請求項26】

前記それぞれのタイル境界壁が、他のそれぞれの核燃料タイルに隣接し、
前記それぞれの絶縁体要素境界壁が、前記それぞれの絶縁体要素に隣接している、請求項２３に記載の原子炉システム。

【請求項27】

前記それぞれの絶縁体要素境界壁が、非球面又は球面を含む、請求項２３に記載の原子炉システム。

【請求項28】

前記それぞれの絶縁体要素が、チューブ又はパイプとして成形され、
前記それぞれの絶縁体要素が、２つ以上の核燃料タイルの前記それぞれの絶縁境界壁をライニングしている、請求項２７に記載の原子炉システム。

【請求項29】

前記それぞれの減速材要素が内側に配置された前記それぞれの絶縁体要素が、内部に形成されたそれぞれの減速材冷却剤通路を含む、請求項１に記載の原子炉システム。

【請求項30】

前記それぞれの減速材冷却剤通路が、前記それぞれの減速材要素と前記それぞれの絶縁体要素との間に位置している、原子炉システム２９。

【請求項31】

前記それぞれの減速材冷却剤通路が、平坦なリング形状の開口部である、原子炉システム２９。

【請求項32】

前記それぞれの減速材冷却剤通路が、冷却剤を、（ｉ）前記冷却剤を加熱することと、（ｉｉ）前記それぞれの減速材要素を冷却することとの両方を介して流し、
前記それぞれの核燃料タイルが、前記冷却剤が前記減速材冷却剤通路を通って流れた後に前記それぞれの核燃料タイルによって前記冷却剤をその後加熱するために内部に形成された１つ又は複数の燃料冷却剤通路を含み、
前記冷却剤が気体又は液体である、原子炉システム２９。

【請求項33】

前記それぞれの減速材冷却剤通路が、減速材冷却剤を、（ｉ）前記減速材冷却剤を加熱することと、（ｉｉ）前記それぞれの減速材要素を冷却することと、の両方を介して流し、
前記それぞれの核燃料タイルが、前記それぞれの核燃料タイルとの直接接触を介して核燃料冷却剤を加熱するために前記核燃料冷却剤を流す、内部に形成された１つ又は複数の核燃料冷却剤通路を含む、請求項２９に記載の原子炉システム。

【請求項34】

前記それぞれの減速材冷却剤通路を通って流れる前記減速材冷却剤が、前記減速材要素の減速材要素アレイ専用の減速材冷却剤ループ内にあり、前記核燃料冷却剤通路を含む燃料冷却剤ループから熱的に隔離され、分離されている、請求項３３に記載の原子炉システム。

【請求項35】

前記減速材冷却剤ループが、前記減速材冷却剤を前記核燃料冷却剤から熱的に隔離して前記減速材要素から熱を能動的に除去し、前記原子炉炉心の動作中に前記減速材要素を前記燃料タイルの核燃料タイルアレイと比較してより低い温度に維持する、請求項３４に記載の原子炉システム。

【請求項36】

前記減速材冷却剤が、前記核燃料冷却剤とは異なる、請求項３４に記載の原子炉システム。

【請求項37】

前記減速材冷却剤が、核熱推進のための推進剤であるか、又は、
前記減速材冷却剤が、原子力電気推進又は核分裂面出力用の作動流体である、請求項３４に記載の原子炉システム。

【請求項38】

前記減速材冷却剤が、複数の前記核燃料タイルと化学的に不適合である、請求項３４に記載の原子炉システム。

【請求項39】

前記減速材冷却剤ループが、ヒートシンクを含み、
前記減速材冷却剤が、前記ヒートシンクに熱的に結合される、請求項３４に記載の原子炉システム。

【請求項40】

当該原子炉システムは、ポンプ、圧縮機、送風機、又はそれらの組み合わせをさらに備え、
前記ポンプ、前記圧縮機、前記送風機、又は前記それらの組み合わせが、前記原子炉炉心の動作中に複数の前記複数の減速材要素を冷却するため、前記減速材冷却剤を前記ヒートシンクを通って流れるように流す、請求項３９に記載の原子炉システム。

【発明の詳細な説明】

【関連出願の相互参照】

【0001】

[0001]本出願は、２０１９年１０月４日出願の「Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓｙｓｔｅｍ ｆｏｒ Ｐｏｗｅｒ Ｐｒｏｄｕｃｔｉｏｎ ｉｎ Ｓｐａｃｅ」と題する米国仮特許出願第６２／９１０，５６１号の優先権を主張し、その全体が参照により本明細書に組み込まれる。

【0002】

[0002]本出願は、２０２０年１０月４日出願の「Ｉｎｔｅｇｒａｔｅｄ Ｉｎ－Ｖｅｓｓｅｌ Ｎｅｕｔｒｏｎ Ｓｈｉｅｌｄ」と題する国際出願第ＰＣＴ／ＵＳ２０２０／ＸＸＸＸＸＸ号に関し、その全体が参照により本明細書に組み込まれる。本出願はまた、２０２０年１０月４日出願の「Ａｕｔｏｍａｔｉｃ Ｓｈｕｔｄｏｗｎ Ｃｏｎｔｒｏｌｌｅｒ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｓｙｓｔｅｍ ｗｉｔｈ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｄｒｕｍｓ」と題する、国際出願第ＰＣＴ／ＵＳ２０２０／ＸＸＸＸＸＸ号にも関し、その全体が参照により本明細書に組み込まれる。

【技術分野】

【0003】

[0003]本主題は、例えば、宇宙空間などの遠隔地域における発電及び推進力のための原子炉システム及び原子炉の例に関する。本主題はまた、核燃料タイル及び低温固相減速材を含む原子炉炉心構造も包含する。

【背景技術】

【0004】

[0004]核分裂原子炉には、熱型又は高速型の原子炉が含まれる。現在、運転中のほとんどすべての核分裂原子炉は熱型である。核分裂原子炉は、原子炉炉心内の核燃料と、核分裂が継続できるように高速中性子を減速させる減速材とを含む。典型的には、核燃料は、円筒形状の燃料コンパクト又はペレットで形成される。燃料コンパクトは、燃料ピン又はロッドに装填され、原子炉炉心内の燃料要素の多数のカラムの内部に覆われて、積み重ねられる。残念ながら、そのような核燃料幾何学的形状は、核燃料から冷却剤への熱伝達を最大化せず、原子炉炉心の幾何学的形状に制限を課すという点で制限的である。

【0005】

[0005]現在の核分裂原子炉の高温原子炉設計では、冷却経路及び／又は熱除去機構は、核燃料と減速材との間で共有される。これは、固体中性子減速材が核燃料と同じ高温環境に耐えることができなければならないことを意味する。この問題は、原子炉の現在の設計では、典型的には黒鉛（Ｃ）を中性子減速材として使用するか、又は中性子減速材の使用を完全に避けることによって回避される。

【0006】

[0006]黒鉛は、天然に存在する六角形構造に原子が配置された元素炭素の結晶形態である。黒鉛は、標準条件下で最も安定な炭素の形態である。黒鉛は、中性子吸収断面積は小さいが、中性子散乱断面積は比較的大きい。黒鉛の中性子散乱断面積（σ_ｓ）は４．７バーンであり、黒鉛の中性子吸収断面積（σ_ｓ）は０．００３５バーンである。

【0007】

[0007]今日、多くのガス冷却システム（例えば、角柱状又はペブルベッド型）及び塩冷却システムは、非常に大きな黒鉛減速原子炉炉心装填を前提とする。黒鉛を単一の減速材料として処理する方法は継続的に改良がなされ、黒鉛のより純度が高くより良好な（より等方性の高い）形態の両方が与えられてきたが、黒鉛には厳しい減速材寿命限界が残っている。本質的に、放射線照射によって誘発される異方性結晶膨張の物理特性は、黒鉛減速材材料の全体的な寸法変化、微小亀裂、及び黒鉛減速材材料の完全性の喪失につながる。約２００メガワットの電気（ＭＷｅ）の典型的な高温ガス冷却炉（ＨＴＧＲ）は、約６００トンの関連する黒鉛装填量を有する。新たに期待される溶融塩冷却システムは、同様に大きな黒鉛廃棄物流を有する。

【0008】

[0008]残念なことに、汚染された黒鉛は、現在までに処分された約２５０，０００トンの黒鉛廃棄物によって明らかなように、これらの原子炉システムにとって深刻な廃棄物問題を引き起こす。汚染のレベルは、原子炉システム、核燃料、及び核燃料の質によるが、炭素１４（^１４Ｃ）及び^３Ｔ汚染は不可避である。この核廃棄物問題は、高出力（高中性子影響）システムでの黒鉛減速材の寿命により、原子炉炉心の相当量を使用中に交換する必要があるという事実によって悪化する。したがって、原子炉炉心用の減速材の改善が必要とされている。

【0009】

[0009]従来、宇宙用途、例えば核熱推進（ＮＴＰ）用の原子力システムの分野では、電力システムは「兵器級材料」又は「兵器級核燃料」を利用する。そのような兵器級核燃料は、２０％を超えるウラン２３５又は同等の核分裂性材料組成物で濃縮された高濃縮ウランである。これは増殖リスクを誘発するだけでなく、個人所有の事業体がシステムを開発及び／又は運用するのを防ぐ。

【0010】

[0010]太陽光、風力、化石燃料、化学、及び地熱発電システムなどの非原子力システムは、原子力の代替選択肢であるが、それらの動作のために連続的な燃料供給ライン及び複雑で扱いにくい物理的装置、並びにそれらの寿命全体にわたる定期的な保守を必要とする。さらに、そのような非原子力システムは出力密度が低く、その結果、大型の重電力システムとなり、地球軌道への及び地球軌道を超える重搭載物並びに大型の物体の発射に関連する固有の困難のために、宇宙空間でのそれらの使用を妨げる。

【0011】

[0011]原子力システムは、非原子力システムよりも単位質量当たりの出力が高く、原子力システムの成功した実施態様は、将来の宇宙の探査及び定住を可能にすることができる。しかしながら、非兵器級核燃料を有する現在の原子炉炉心構造は、宇宙空間の商業的かつ自立的な定住に対する障害となっている。したがって、原子炉炉心用の核燃料の改善が必要とされている。

【発明の概要】

【0012】

[0012]本明細書に開示される様々な例は、宇宙又は陸上用途の両方のための原子炉システム用原子炉炉心技術に関する。原子炉システム１００は、いくつかの有効な技術、（１）核燃料タイル１０４Ａ～Ｎ（Ｓ－Ｂｌｏｃｋ）、及び（２）高温熱絶縁体１０２Ａ～Ｎ及び低温固相減速材１０３Ａ～Ｎ（Ｕ－Ｍｏｄ）を有するチューブライナ１０６Ａ～Ｎを実装する原子炉炉心１０１を含む。Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄは、原子炉炉心１０１の安全性、事故耐性、信頼性、熱伝達、効率、及びコンパクト性を改善する。

【0013】

[0013]Ｓ－Ｂｌｏｃｋでは、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎ間及び核燃料冷却剤１７０Ｂへの熱伝達を有益に最適化し、核燃料冷却剤１７０Ｂを核燃料タイル１０４Ａ～Ｎと直接接触させるために、インターロッキング幾何学形状パターンで設計された燃料形状を含む。核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、不連続な核燃料横方向ファセット１８１Ａ～Ｎを有して成形することができ、核燃料冷却剤１７０Ｂと核燃料タイル１０４Ａ～Ｎとの間に直接接触を与えるように、内部に形成された燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎを有することができる。

【0014】

[0014]Ｕ－Ｍｏｄでは、個々のチューブライナ１０６Ａ～Ｎは、個々の低温固相減速材要素１０３Ａ～Ｎの周りのクラッディング又はコーティングである。チューブライナ１０６Ａ～Ｎは、高温でも水素を保持することができる水素拡散性の低い材料で形成される。減速材要素１０３Ａ～Ｎは、絶縁体要素１０２Ａ～Ｎによって核燃料タイル１０４Ａ～Ｎから断熱された低温固相減速材から形成される。チューブライナ１０６Ａ～Ｎは、高動作温度でも減速材要素１０３Ａ～Ｎ内に水素を保持するため水素拡散性の低い水素バリア材料で形成される。減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎと絶縁体要素１０２Ａ～Ｎとの組み合わせにより、減速材要素１０３Ａ～Ｎが核燃料タイル１０４Ａ～Ｎよりも著しく低い動作温度にあることが可能になる。Ｕ－Ｍｏｄは、有利には、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎから明確に分離され断熱された減速材要素１０３Ａ～Ｎのための冷却経路及び／又は熱除去機構、並びに核燃料タイル１０４Ａ～Ｎのための冷却及び／又は熱除去経路を実現する。

【0015】

[0015]さらに、黒鉛減速原子炉システムは大規模であり、宇宙用途には適さない。黒鉛は中性子吸収が低いが、高速中性子を減速させるために大規模な量を必要とする。減速材がコンパクトかつ効果的に減速する能力は、巨視的減速力と呼ばれ、黒鉛は、巨視的減速力が低い。Ｕ－Ｍｏｄは、黒鉛よりも高い巨視的減速力を有することができる減速材の使用を可能にする。より高い減速力（例えば、ＺｒＨ、Ｂｅ、ＢｅＯなど）を有する減速材により、より小型の原子炉炉心１０１が可能になる。

【0016】

[0016]Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄを実装する例示的な原子炉システム１００は、絶縁体要素１０２Ａ～Ｎの絶縁体要素アレイ１１２及び減速材要素１０３Ａ～Ｎの減速材要素アレイ１１３を含む原子炉炉心１０１を含む。それぞれの減速材要素１０３Ａ～Ｎは、それぞれの絶縁体要素１０２Ａ～Ｎの内部に配置された低温固相減速材から形成される。原子炉炉心１０１は、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの核燃料タイルアレイ１１４をさらに含む。それぞれの核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、それぞれの絶縁体要素１０２Ａ～Ｎ又は別のそれぞれの核燃料タイル１０４Ａ～Ｎに隣接する複数の核燃料横方向ファセット１８１Ａ～Ｎを含む。それぞれの減速材要素１０３Ａ～Ｎは、それぞれの絶縁体要素１０２Ａ～Ｎによって核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの核燃料タイルアレイ１１４から絶縁される。

【0017】

[0017]例のさらなる目的、利点及び新規な特徴は、以下の説明に部分的に記載され、以下及び添付の図面を検討することによって当業者に部分的に明らかになるか、又は例の作製又は作業によって習得され得る。本主題の目的及び利点は、添付の特許請求の範囲において特に指摘される方法、手段及び組み合わせによって実現及び達成され得る。

【0018】

[0018]図面は、限定ではなく例としてのみ、本概念による１つ又は複数の実施態様を示す。図において、同様の参照符号は、同一又は同様の要素を指す。

【図面の簡単な説明】

【0019】

【図1】原子炉システムの原子炉炉心の断面図である。

【図2】減速材冷却剤通路及び燃料冷却剤通路の詳細を示す、図１の原子炉炉心の一部の斜視図である。

【図3】絶縁体要素、チューブライナ、減速材要素、及び核燃料タイルの詳細を示す、図１の原子炉炉心の断面の拡大図である。

【図4A】絶縁体要素の絶縁体要素アレイ、減速材要素の減速材要素アレイ、及び核燃料タイルの核燃料タイルアレイの第１のインターロッキング幾何学形状パターンを示す。

【図4B】絶縁体要素の絶縁体要素アレイ、減速材要素の減速材要素アレイ、及び核燃料タイルの核燃料タイルアレイの第１のインターロッキング幾何学形状パターンを示す。

【図5】絶縁体要素アレイ、減速材要素アレイ、及び核燃料タイルアレイの第２のインターロッキング幾何学形状パターンを示す。

【図6】絶縁体要素アレイ、減速材要素アレイ、及び核燃料タイルアレイの第３のインターロッキング幾何学形状パターンを示す。

【図7】最大原子炉出口温度及び名目出力レベルを示す原子炉出口温度グラフである。

【図8】黒鉛と比較した、絶縁体要素を形成する２つの候補高温熱絶縁体と、減速材要素を形成する６つの候補低温固相減速材とのＵ－Ｍｏｄ物理的特性表である。

【図9】軸線方向距離による温度変化の様子を示す、Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄを実装する原子炉炉心の熱解析グラフである。

【図10】Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄを実装する原子炉炉心の逓減グラフである。

【図11】６つの異なる原子炉システムの原子炉質量、出力レベル、質量当たりの出力、出口温度、及びウラン２３５（Ｕ－２３５）濃縮を比較する原子炉炉心性能及び特性比較表である。

【符号の説明】

【0020】

[0030]
１００ 原子炉システム
１０１ 原子炉炉心
１０２Ａ～Ｎ 絶縁体要素
１０３Ａ～Ｎ 減速材要素
１０４Ａ～Ｎ 核燃料タイル
１０６Ａ～Ｎ チューブライナ
１０７ 原子炉
１１２ 絶縁体要素アレイ
１１３ 減速材要素アレイ
１１４ 核燃料タイルアレイ
１１５Ａ～Ｎ 制御ドラム
１１６ 反射体材料
１１７ 吸収体材料
１２１Ａ～Ｎ 減速材冷却剤通路
１４０ 反射体
１４１Ａ～Ｎ 燃料冷却剤通路
１５０ 燃料コンパクト
１５１Ａ～Ｎ ＴＲＩＳＯ燃料粒子
１５２ 高温マトリックス
１６０ 圧力容器
１７０ 冷却剤
１７０Ａ 減速材冷却剤
１７０Ｂ 核燃料冷却剤
１８１Ａ～Ｎ 核燃料横方向ファセット
１８２Ａ～Ｎ タイル境界壁
１８３Ａ～Ｎ 絶縁体要素境界壁
１８６ 外周
１９１Ａ～Ｎ 核燃料横方向ファセット
１９５Ａ～Ｎ 減速材開口部
１９６Ａ～Ｎ 絶縁体要素横方向ファセット
１９８Ａ～Ｎ 絶縁体要素境界壁
７００ 原子炉出口温度グラフ
７０５ 名目出力レベル
７１０ 最大原子炉出口温度
７２０ ベースライン原子炉炉心
７３０ 基本型の（以下、単に「基本」という）Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ
７４０ 先進型の（以下、単に「先進」という）Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ
８００ Ｕ－Ｍｏｄ物理的特性表
８０２Ａ～Ｂ 候補高温熱絶縁体
８０３Ａ～Ｆ 候補低温固相減速材
８１０ 黒鉛
９００ 熱解析グラフ
９０３ 減速材要素最高温度
９０４ 核燃料タイル最高温度
９０５ 軸線方向距離
９１０ 温度
９７０Ａ 減速材冷却剤最高温度
９７０Ｂ 核燃料冷却剤最高温度
１０００ 原子炉炉心の逓減グラフ
１００５ 寿命
１０１０ Ｋ－有効
１１００Ａ～Ｆ 原子炉システム
１１０１ 原子炉炉心性能及び特性比較表
１１０５Ａ～Ｆ 原子炉質量
１１０６Ａ～Ｆ 出力レベル
１１０７Ａ～Ｆ 質量当たりの出力
１１０８Ａ～Ｆ 出口温度
１１０９Ａ～Ｆ ウラン２３５濃縮度

【発明を実施するための形態】

【0021】

[0031]以下の詳細な説明では、関連する教示の完全な理解を提供するために、例として多数の具体的な詳細が記載される。しかしながら、本教示がそのような詳細なしで実施され得ることは、当業者には明らかであるはずである。他の例では、周知の方法、手順、構成要素、及び／又は回路は、本教示の態様を不必要に不明瞭にすることを避けるために、詳細なしに比較的高レベルで説明されている。

【0022】

[0032]本明細書で使用される「結合された」という用語は、任意の論理的又は物理的接続を指す。別段の記載がない限り、結合された要素又は装置は、必ずしも互いに直接連結されている必要はなく、中間構成要素、要素などによって分離されてもよい。

【0023】

[0033]特に明記しない限り、以下の特許請求の範囲を含む本明細書に記載されている任意の、及びすべての測定値、値、定格、位置、大きさ、サイズ、角度、及び他の仕様は、近似的であり、正確ではない。そのような量は、それらが関連する機能及びそれらが関連する技術分野で慣用的なものと一致する合理的な範囲を有することが意図されている。例えば、特に明記しない限り、パラメータ値などは、記載された量から±５％程度又は±１０％程度変動し得る。「およそ」又は「実質的に」という用語は、パラメータ値などが記載された量から±１０％まで変動することを意味する。

【0024】

[0034]図面のいずれかに示されているような、原子炉炉心１０１、原子炉１０７、関連する構成要素、及び／又は原子炉炉心１０１を組み込んだ任意の原子炉システム１００の向きは、例示及び説明の目的のため例としてのみ与えられている。特定の原子炉システム１００の動作において、原子炉１０７は、原子炉１０７の特定の用途に適した任意の他の方向、例えば直立、横方向、又は任意の他の向きに配向されてもよい。また、本明細書で使用される範囲で、横方向、長手方向、上、下、上方、下方、上部、底部、及び側面などの任意の方向を示す用語は、例としてのみ使用され、本明細書で別途説明されるように構築された任意の原子炉１０７又は原子炉１０７の構成要素の方向又は向きに関して限定するものではない。ここで、添付の図面に示され、以下で説明される例を詳細に参照する。

【0025】

[0035]図１は、原子炉システム１００の原子炉炉心１０１の断面図である。原子炉システム１００は、いくつかの強化技術、すなわち、（１）核燃料タイル１０４Ａ～Ｎ（「Ｓ－Ｂｌｏｃｋ」と呼ばれる）、及び（２）低温固相減速材を有する高温熱絶縁体（「Ｕ－Ｍｏｄ」と呼ばれる）を含む原子炉炉心１０１のための構造を含む。

【0026】

[0036]Ｓ－Ｂｌｏｃｋ技術では、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、核燃料冷却剤１７０Ｂを核燃料タイル１０４Ａ～Ｎに直接接触させることによって核燃料冷却剤１７０Ｂへの熱伝達を最適化するように設計された燃料形状を含む。核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、タイル幾何学的形状の形状及びサイズのために製造が比較的簡単な単位格子要素として成形することができる。Ｕ－Ｍｏｄ技術では、高温減速材は、減速材要素１０３Ａ～Ｎの周りに水素バリアクラッディング又はコーティングとして適用されたチューブライナ１０６Ａ～Ｎによって囲まれている。チューブライナ１０６Ａ～Ｎは、固相水素化物から形成することができ、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの高温でも水素を保持することができる。絶縁体要素１０２Ａ～Ｎは、高温熱絶縁体材料で形成されている。減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎと絶縁体要素１０２Ａ～Ｎとの組み合わせにより、減速材要素１０３Ａ～Ｎが核燃料タイル１０４Ａ～Ｎよりも著しく低い温度にあることが可能になる。

【0027】

[0037]原子炉システム１００は、核燃料冷却剤１７０Ｂへの熱伝達を最大にするために、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎ（Ｓ－Ｂｌｏｃｋ）のカスタム幾何学的形状で高温核燃料を実装する高温ガス冷却熱スペクトル原子炉とすることができる。原子炉システム１００はまた、絶縁体要素１０２Ａ～Ｎ、減速材要素１０３Ａ～Ｎ、チューブライナ１０６Ａ～Ｎ、及び減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎ（Ｕ－Ｍｏｄ）の組み合わせによって形成された高温高性能中性子減速材を実装する。

【0028】

[0038]原子炉システム１００は、原子炉１０７を含む。原子炉１０７は、制御された核連鎖反応が起こり、エネルギーが放出される原子炉炉心１０１を含む。原子炉炉心１０１内の中性子連鎖反応は、各核分裂原子核からの単一の中性子が別の原子核の分裂をもたらし、危険であり、連鎖反応は制御されなければならない。

【0029】

[0039]制御された核分裂を持続することにより、原子炉システム１００は熱エネルギーを生成する。例示的な実施態様では、原子炉システム１００は、減速材冷却剤１７０Ａ及び核燃料冷却剤１７０Ｂが性能向上を達成するためのガスであるガス冷却原子炉１０７として実装される。ガス冷却式原子炉１０７では、Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄによって可能にされる原子炉炉心１０１の高出力密度、定格出力、及び安全ケースは、原子力エネルギーのコストを大幅に低減し、モジュール式のオフサイト建設を可能にする。しかしながら、Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ技術はまた、大型発電所規模の原子炉、ヒートパイプ原子炉、及び溶融塩冷却原子炉を含む他の熱スペクトル原子炉システム１００において画期的性能を可能にすることができる。

【0030】

[0040]図示の例では、原子力熱推進（ＮＴＰ）システムなどの原子炉炉心１０１を有する原子炉システム１００は、宇宙環境で利用される。原子炉炉心１０１のＳ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ構造を実装することができる例示的なＮＴＰシステムは、図１及び図２並びにその全体が参照により本明細書に組み込まれる、「Ｐａｓｓｉｖｅ Ｒｅａｃｔｉｖｉｔｙ Ｃｏｎｔｒｏｌ ｏｆ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｔｈｅｒｍａｌ Ｐｒｏｐｕｌｓｉｏｎ Ｒｅａｃｔｏｒｓ」と題する、２０２０年５月５日交付の、ワシントン州シアトルのＵｌｔｒａ Ｓａｆｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎに対する米国特許第１０，６４３，７５４号の関連する本文に記載されている。別の例では、原子炉炉心１０１を有する原子炉システム１００は、惑星表面での電力生成のために宇宙原子炉で利用される。

【0031】

[0041]従来の宇宙原子炉設計は、典型的には、低質量及び高温出力の両方を有するために高濃縮ウラン（ＨＥＵ）燃料（兵器級）を利用する。本明細書に記載の原子炉炉心１０１の構造は、効率を高めるために低質量高温低濃縮ウラン（ＬＥＵ）燃料（非兵器級）原子炉の開発を可能にするために直接適用可能であり、特に宇宙用途向けに設計することができる。例えば、原子炉炉心１０１を含む原子炉システム１００は、核熱ロケット原子炉、原子力電気推進原子炉、火星表面原子炉、又は月面原子炉であり得る。

【0032】

[0042]そのようなＮＴＰシステム（例えば、小型宇宙原子炉）では、生成された推力は、ロケット、ドローン、無人航空機（ＵＡＶ）、航空機、宇宙船、ミサイルなどの原子炉炉心１０１を収容する、原子炉炉心１０１と一体的に形成される、原子炉炉心に連結する、又は原子炉炉心に取り付ける車両を推進する。典型的には、これは、原子炉炉心１０１からの熱エネルギーを利用することによって、推進剤、典型的には低分子量水素を２，６００°ケルビンを越えて加熱することによって行われる。追加で、ＮＴＰ原子炉システム１００は、潜水艦又は船舶の推進に使用することができる。

【0033】

[0043]上述したように、原子炉システム１００はまた、例えば、宇宙空間、天体、惑星体、及び地球上の遠隔地域を含む遠隔地域用途のために原子力（例えば、熱及び／又は電力）を提供するための陸上用途の原子力発電所であり得る。原子炉炉心１０１のＳ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ構造を実装することができる例示的な陸上原子炉システムは、図１及びその全体が参照により本明細書に組み込まれる、「Ｃｏｍｐｏｓｉｔｅ Ｍｏｄｅｒａｔｏｒ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｓｙｓｔｅｍｓ」と題する、２０２０年１月２３日公開、ワシントン州シアトルのＵｌｔｒａ Ｓａｆｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎの米国特許公開第２０２０／００２７５８７号の関連する本文に記載されている。

【0034】

[0044]原子炉システム１００はまた、核分裂表面発電（ＦＳＰ）システム用の原子力電気推進（ＮＥＰ）システムなどの地上発電システムであり得る。ＮＥＰは、ロボット及び有人宇宙船用のホール効果スラスタなどの電気スラスタに動力を供給する。ＦＳＰは、月や火星などの惑星体に電力を供給する。ＮＥＰ及びＦＳＰ電力用途では、Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ技術によって可能になる原子炉システム１００は、電力変換システム（例えば、Ｂｒａｙｔｏｎ）を介して作動流体（例えば、Ｈｅ、ＨｅＸｅ、Ｎｅ、ＣＯ_２）を加熱して電気を生成する。さらに、ＮＥＰ及びＦＳＰの発電用途では、原子炉システム１００は推進剤を含まず、むしろ電力を生成するときに原子炉入口を通過する作動流体を含む。ＮＥＰ及びＦＳＰ電力用途では、減速材要素１０３Ａ～Ｎは、作動流体が核燃料タイル１０４Ａ～Ｎを通過する前に、原子炉入口作動流体（例えば、復熱器から出る流れ）を介して冷却することができる。

【0035】

[0045]本明細書に記載の２つのＳ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ原子炉技術を利用することにより、高温、コンパクト、かつ事故耐性があり、原子炉システム１００の寿命全体にわたって安全かつ確実に動作する原子炉システム１００が可能になる。例えば、原子炉システム１００は、短期的な宇宙作業用の小型商用核分裂発電システム、月着陸機、又は高出力宇宙船及び現場資源利用などの大規模な地上作業用の商用核分裂発電システムとすることができる。

【0036】

[0046]図示のように、原子炉炉心１０１は、Ｕ－Ｍｏｄ技術を実装する絶縁体要素アレイ１１２及び減速材要素アレイ１１３を含む。Ｕ－Ｍｏｄ技術は、商業的に実行可能な十分に大きい出力密度、定格出力、及び寿命を有する小型原子炉システム１００の構築を可能にする。図示のように、絶縁体要素アレイ１１２は３７個の絶縁体要素１０２Ａ～Ｎを含み、減速材要素アレイ１１３は３７個の減速材要素１０３Ａ～Ｎを含む。それぞれの減速材要素１０３Ａ～Ｎは、それぞれの絶縁材要素１０２Ａ～Ｎの内部に配置された（例えば、中に位置する）低温固相減速材で形成される。Ａはアルファベットの最初の文字であり、Ｎはアルファベットの１４番目の文字であるが、アルファベットの制約により、１０２、１０３、１０４、１２１、１４１などの参照番号に続く場合、名称「Ａ～Ｎ」は、それらの同一要素の２６を超えるものを指すことができる。

【0037】

[0047]Ｕ－Ｍｏｄ技術は、閉ループ出力サイクルを利用して原子炉炉心１０１内の固相減速材を冷却するための現在の方法に対する改善である。Ｕ－Ｍｏｄは、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎから明確に分離され断熱された減速材要素１０３Ａ～Ｎのための冷却経路及び／又は熱除去機構、並びに核燃料タイル１０４Ａ～Ｎのための冷却及び／又は熱除去経路を実現する。減速材要素１０３Ａ～Ｎの断熱は、２つの別個の絶縁機構、すなわち、（１）高温熱絶縁体（例えば、絶縁体要素１０２Ａ～Ｎ）、及び（２）減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎを含む減速材冷却剤１７０Ａ（例えば、気体又は液体）用の別個の減速材冷却ループによって達成される。絶縁体要素１０２Ａ～Ｎを形成する高温熱絶縁体は、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎと減速材要素１０３Ａ～Ｎの減速材要素アレイ１１３との間の境界である固体熱絶縁体である。高温熱絶縁体は、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの高温で動作することができる低熱伝導性材料で作られる。

【0038】

[0048]Ｕ－Ｍｏｄ技術により、減速材要素１０３Ａ～Ｎを核燃料タイル１０４Ａ～Ｎから明確に分離してより低い動作温度に維持することが可能になる。したがって、Ｕ－Ｍｏｄ技術により、減速材要素１０３Ａ～Ｎを形成する低温固相中性子減速材材料が、閉ループ出力サイクルを利用して高温熱原子炉システム１００内でより低い温度に維持できるようになる。Ｕ－Ｍｏｄでは、絶縁体要素１０２Ａ～Ｎはそれぞれ、熱伝導率の低い高温熱絶縁体材料で形成される。絶縁体要素１０２Ａ～Ｎは、低水素拡散性を可能にする減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎ及びチューブライナ１０６Ａ～Ｎと併せて形成される。

【0039】

[0049]高温断熱材料は、低密度炭化物、金属炭化物、金属酸化物、又はそれらの組み合わせを含むことができる。より具体的には、高温断熱材料には、低密度ＳｉＣ、安定化酸化ジルコニウム、酸化アルミニウム、低密度ＺｒＣ、低密度炭素、又はこれらの組み合わせが挙げられる。チューブライナ１０６Ａ～Ｎは、水素拡散性の低い水素バリア材料で形成される。水素バリア材料は、減速材要素１０３Ａ～Ｎ中に水素を保持するために、Ａｌ_ｙＯ_ｘ、ＳｉＣ、ＺｒＣ、ＭｇＯ、Ｍｏ、Ｗ、Ｃｕ、Ｎｉ、Ｃｒ、又はそれらの組み合わせを含む。減速材要素１０３Ａ～Ｎは、低温固相減速材で形成されている。低温固相減速材は、ＭｇＨ_ｘ、ＹＨ_ｘ、ＺｒＨ_ｘ、ＣａＨ_ｘ、ＺｒＯ_ｘ、ＣａＯ_ｘ、ＢｅＯ_ｘ、ＢｅＣ_ｘ、Ｂｅ、濃縮炭化ホウ素、^１１Ｂ_４Ｃ、ＣｅＨ_ｘ、ＬｉＨ_ｘ、又はそれらの組み合わせを含む。一実施態様では、減速材要素１０３Ａ～Ｎは、チューブライナ１０６Ａ～Ｎ（図３参照）がコーティングされたＺｒＨを含む低温固相減速材から形成される。減速材要素１０３Ａ～Ｎは、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎに実装される原子炉炉心１０１及びＬＥＵ核燃料の小型サイズを可能にする２パス炉心内冷却剤経路に結合される。それぞれの減速材要素１０３Ａ～Ｎは、水素保持のためにそれぞれのチューブライナ１０６Ａ～Ｎの内側に配置される。

【0040】

[0050]減速材要素１０３Ａ～Ｎを形成する低温固相減速材の温度をさらに高め、動作中及び事故状態中の核燃料冷却剤１７０Ｂ（例えば、水素などの推進剤）の損失を防止するため、チューブライナ１０６Ａ～Ｎが水素バリア材料として実装される。チューブライナ１０６Ａ～Ｎの水素バリア材料は、低温固相減速材材料中の水素を保持する。低温固相減速材材料中の水素は、原子炉炉心１０１内の中性子を減速させるものである。水素バリア材料は、水素が常に低温固相減速材材料から逃れようとするため必要であり、水素は低温固相減速材材料を通って拡散する。

【0041】

[0051]第１の実施態様では、チューブライナ１０６Ａ～Ｎは、水素バリア材料コーティングの内側に配置された減速材要素１０３Ａ～Ｎを形成する低温固相減速材材料で低温固相減速材材料の表面に塗布された、例えば、表面の周り又は上にコーティングされた、水素バリア材料コーティングである。第２の実施態様では、チューブライナ１０６Ａ～Ｎは、水素バリア材料クラッディングの内側に配置された減速材要素１０３Ａ～Ｎを形成する低温固相減速材材料を有する密閉容器などの水素バリア材料クラッディングとして実装することができる。

【0042】

[0052]原子炉炉心１０１は、原子炉炉心１０１のモジュール式構造を強化し、原子炉システム１００の現場固有の環境設計の必要性を低減するためＳ－Ｂｌｏｃｋ技術を実装する核燃料タイルアレイ１１４をさらに含む。さらに、Ｓ－Ｂｌｏｃｋ燃料の安全特性は、リスクを低減し、原子炉システム１００を監視するための人的要件を低減することができる。Ｓ－Ｂｌｏｃｋ技術は、複数の核燃料タイル１０４Ａ～Ｎを含む核燃料タイルアレイ１１４によって達成される。核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎへの熱伝達を増加させ、安全マージンを効果的に低減し、より高出力の原子炉システムを実現し、その結果、原子炉炉心１０１の経済性を改善するために燃料形状に形成される。

【0043】

[0053]核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの間に熱伝導経路を作製し、製造コストを改善するためモジュール幾何学的形状を有する。図３の例に示すように、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、三構造等方性燃料（ＴＲＩＳＯ）燃料粒子１５１Ａ～Ｎを含むベース核燃料から形成することができる。ＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎは、（１）低密度黒鉛、（２）熱分解黒鉛（ＰｙＧ）、（３）炭化ケイ素（ＳｉＣ）、（４）ＰｙＧ、及び（５）ＳｉＣの層によってコーティングされた燃料粒子を含む。ＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎは、ベース核燃料を形成するために高温マトリックス１５２内で懸濁される。高温マトリックス１５２（図３参照）は、ＳｉＣ、高融点金属炭化物、タングステン、モリブデン、又はそれらの組み合わせを含むことができる。高温マトリックスを形成する高融点金属炭化物として、炭化ジルコニウム（ＺｒＣ）、炭化チタン（ＴｉＣ）、炭化ニオブ（ＮｂＣ）等を挙げることができる。

【0044】

[0054]核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、既存の核燃料限界を超える高性能核燃料、すなわち、３，０００度ケルビン（Ｋ）を超える原子炉炉心１０１の動作を可能にするための耐火性炭化物コンパクトの使用を可能にする。高性能耐火性炭化物は、ＮＥＲＶＡ／Ｒｏｖｅｒプログラムなどの宇宙用途（例えば、ＮＴＰ）における高温水素環境及び関連する燃料粒子コーティング（ＰｙＣ）と化学的に適合性があり、高温での最低気化速度の一部を実現して、全体的なエンジン寿命を向上させ、原子炉炉心の再利用を可能にする。反応性放電プラズマ焼結（ＳＰＳ）及び高度な酸化物添加剤などの現代の製造技術は、耐火性炭化物を利用して核燃料タイル１０４Ａ～Ｎを形成可能にできる。多くの耐火性炭化物は、低中性子吸収断面積及び高減速力を有する。これにより、燃料核としてＬＥＵを用いて臨界を達成することができる。

【0045】

[0055]核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、底面形状（例えば、図４Ａ～図４Ｂ、図５、図６に示す）又はその切頭部分で実装され、好適には、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎ間の直接接触を可能にして、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎ間の熱伝達を増加させる。核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの底面形状はまた、核燃料冷却剤１７０Ｂへの熱伝達を増加させる。核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、複雑な炉心幾何学的形状を含む複数の原子炉炉心１０１の幾何学的形状要件に適合するように容易にタイル張りされる複製可能な単位セルを提供し、高密度中性子減速材を活性原子炉炉心１０１内の減速材要素１０３Ａ～Ｎとして利用することを可能にする。従来の円筒形状の核燃料ペレットとは対照的に、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎと核燃料冷却剤１７０Ｂとの間の温度差を低減し、冷却剤事故の損失の場合に、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎから原子炉炉心１０１の外側の原子炉システム１００の構造への伝導経路を提供し、核燃料冷却剤１７０Ｂへの熱伝達を改善する。

【0046】

[0056]核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの燃料形状は、Ｌ／Ｄが１未満（プレート状）であるため、放電プラズマ焼結（ＳＰＳ）又は他の焼結技術を使用して製造することができる。これにより、高密度化の最終段階の垂直プレス距離を短縮するための要素の比較的簡単な製造が可能になる。代わりに、付加製造を使用することができる。

【0047】

[0057]ＮＴＰ、ＮＥＰ、又はＦＳＰ原子炉システム１００では、原子炉１０７は、複数の制御ドラム１１５Ａ～Ｎ及び反射体１４０を含むことができる。制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、制御ドラム１１５Ａ～Ｎを回転させることによって原子炉炉心１０１の反応度を変化させるために、絶縁体要素１０２Ａ～Ｎの絶縁体要素アレイ１１２、減速材要素１０３Ａ～Ｎの減速材要素アレイ１１３、及び核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの核燃料タイルアレイ１１４を横方向に取り囲むことができる。図示のように、制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、圧力容器１６０の周囲又は周辺に存在し、原子炉炉心１０１の絶縁体要素１０２Ａ～Ｎ、チューブライナ１０６Ａ～Ｎ、減速材要素１０３Ａ～Ｎ、及び核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの周りに円周方向に位置付けられる。制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、運転中に中性子集団及び原子炉発電レベルを選択的に調節するために、反射体１４０の領域、例えば、原子炉炉心１０１を直接取り囲む外側反射体領域に位置することができる。例えば、制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、円筒形状とすることができ、第１の外面上の反射体材料１１６（例えば、ベリリウム（Ｂｅ）、酸化ベリリウム（ＢｅＯ）、ＢｅＳｉＣ、ＢｅＭｇＯ、Ａｌ_２Ｏ_３など）及び第２の外面上の吸収体材料１１７の両方から形成することができる。

【0048】

[0058]反射体材料１１６及び吸収体材料１１７は、制御ドラム１１５Ａ～Ｎの円筒形状の対向する両側、例えば外周の部分にあり得る。反射体材料１１６は、円筒又はその切頭部分として成形された反射体基板を含むことができる。吸収体材料１１７は、吸収体プレート又は吸収体コーティングを含むことができる。吸収体プレート又は吸収体コーティングは、制御ドラム１１５Ａ～Ｎのそれぞれの円筒形状を形成するように反射体基板上に配置される。例えば、吸収体プレート又は吸収体コーティングは、反射体材料で形成された反射体基板を覆い、制御ドラム１１５Ａ～Ｎを形成する。

【0049】

[0059]図示の円筒形状の制御ドラム１１５Ａ～Ｎを回転させると、制御ドラム１１５Ａ～Ｎの吸収体材料１１７（例えば、炭化ホウ素、Ｂ_４Ｃ）の原子炉炉心１０１への近接度が変化し、中性子反射量が変化する。反射体材料１１６が原子炉炉心１０１に向かって内向きであり、吸収体材料１１７が外向きである場合、中性子は散乱されて原子炉炉心１０１内に戻って（反射されて）、より多くの核分裂を引き起こし、原子炉炉心１０１の反応度を高める。吸収体材料１１７が原子炉炉心１０１に向かって内向きであり、反射体材料１１６が外向きであるとき、中性子が吸収され、さらなる核分裂が停止して原子炉炉心１０１の反応性が低下する。陸上用途では、原子炉炉心１０１は、それ自体が核分裂することなく多くの中性子を吸収することができるホウ素、銀、インジウム、及びカドミウムなどの化学元素で構成された制御棒（図示せず）を含むことができる。

【0050】

[0060]例えば、外側反射体領域として示される中性子反射体１４０は、最も外側の核燃料タイル１０４Ａ～Ｎと制御ドラム１１５Ａ～Ｎとの間、並びに制御ドラム１１５Ａ～Ｎの周りに配置された充填要素であり得る。反射体１４０は、最も外側の核燃料タイル１０４Ａ～Ｎと任意選択のバレル（例えば、ベリリウムから形成される）との間に配置された減速材から形成することができる。反射体１４０は、六角形又は部分的に六角形状の充填材要素を含むことができ、中性子減速材（例えば、酸化ベリリウム、ＢｅＯ）から形成することができる。必須ではないが、原子炉１０７は、絶縁体要素アレイ１１２、チューブライナ１０６Ａ～Ｎ、減速材要素アレイ１１３、原子炉炉心１０１の核燃料タイルアレイ１１４、並びに反射体１４０を含む束ねられた集合体を取り囲む任意選択のバレル（図示せず）を含むことができる。図示するように、制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、圧力容器１６０の周囲に存在し、例えば、反射体１４０を形成する充填要素（例えば、反射体ブロック１４１Ａ～Ｎ）のサブセットを取り囲むように、反射体１４０内に点在される又は配置されることができる。

【0051】

[0061]圧力容器１６０は、アルミニウム合金、炭素複合材、チタン合金、放射弾性ＳｉＣ複合材、ニッケル基合金（例えば、Ｉｎｃｏｎｅｌ（商標）又はＨａｙｎｅｓ（商標））、又はそれらの組み合わせで形成することができる。圧力容器１６０及び原子炉システム１００は、減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎを通って流れる減速材冷却剤１７０Ａ、及び燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎを通って流れる推進剤（例えば、水素ガス又は液体）などの別個の核燃料冷却剤１７０Ｂを移送するシリンダ、配管、及び貯蔵タンクを含む他の構成要素から構成することができる。減速材冷却剤１７０Ａ及び核燃料冷却剤１７０Ｂは、例えば、ＮＴＰ原子炉システム１００における推力発生のための原子炉炉心１０１の燃焼サイクル中に液体から気体状態に移行する気体又は液体であり得る。水素はＮＴＰ原子炉システム１００用である。ＮＥＰ又はＦＳＰ用途では、原子炉システム１００は、代わりにＨｅ、ｎｅｏｎ、ＨｅＸｅ、ＣＯ_２などの作動流体を循環させる。

【0052】

[0062]原子炉システム１００は、好適には、減速材冷却剤１７０Ａが減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎを通って流れることを可能にし、別個の核燃料冷却剤１７０Ｂ（例えば、水素ガスなどの推進剤）が燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎを通って流れることを可能にする。減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎは、例えば、専用の減速材冷却剤ループを介して、減速材冷却剤１７０Ａが原子炉炉心１０１内を通過してヒートシンク（図示せず）に入ることを可能にするチャネル又は孔などの平坦なリング形状（例えば、Ｏ字形）の開口部である。燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎは、例えば、別個の核燃料冷却剤ループ内で推進するために、核燃料冷却剤１７０Ｂが原子炉炉心１０１内を通過して推力室（図示せず）に入ることを可能にするチャネル又は孔である。

【0053】

[0063]代替的な実施態様では、減速材要素１０３Ａ～Ｎと核燃料タイル１０４Ａ～Ｎとの間で共有される冷却剤１７０は、減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎ及び燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎの両方を通って流れることができるが、代替的な実施態様は、本明細書に記載の強化された性能向上を達成しない可能性がある。代替的な実施態様では、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎを通って流れる冷却剤１７０は、ヘリウム、フッ化リチウム（ＬｉＦ）から形成されたＦＬｉＢｅ溶融塩、フッ化ベリリウム（ＢｅＦ_２）、ナトリウム、Ｈｅ、ＨｅＸｅ、ＣＯ_２、ネオン、又はＨｅＮを含むことができる。代替的な実施態様では、共有冷却剤１７０は、共有冷却剤１７０が核燃料タイル１０４Ａ～Ｎ内で加熱される前に、減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎを通って流れる。これにより、減速材要素１０３Ａ～Ｎが低温に保たれる。

【0054】

[0064]図２は、減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎ及び燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎの詳細を示す、図１の原子炉炉心１０１の一部の斜視図である。図示のように、それぞれの絶縁体要素１０２Ａ～Ｎは、チューブ又はパイプとして成形される。それぞれの減速材要素１０３Ａ～Ｎが内側に配置されたそれぞれの絶縁体要素１０２Ａ～Ｎは、その中に形成されたそれぞれの減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎを含む。それぞれの減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎは、それぞれの減速材要素１０３Ａ～Ｎとそれぞれの絶縁体要素１０２Ａ～Ｎとの間に位置する。

【0055】

[0065]いくつかの例（例えば、図４Ａ～図４Ｂ及び図５を参照）では、絶縁体要素１０２Ａ～Ｎは、円筒形状のチューブ又はパイプとして示され、減速材要素１０３Ａ～Ｎは、シリンダとして示され、減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎは、リング形状として示され、燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎは、シリンダとして示される。しかしながら、絶縁体要素１０２Ａ～Ｎ、減速材要素１０３Ａ～Ｎ、減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎ、及び燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎは、様々な形状に形成することができる。２次元空間で円形又は他の丸形であることに加えて、絶縁体要素１０２Ａ～Ｎ、減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎ、及び燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎは、楕円形、正方形、長方形、三角形、又は別の多角形とすることができる。例えば、絶縁体要素１０２Ａ～Ｎは、３次元空間における多面体（例えば、図６に示すような三角柱又は直方体）とすることができる。絶縁体要素１０２Ａ～Ｎの内側に配置するために、減速材要素１０３Ａ～Ｎは、絶縁体要素１０２Ａ～Ｎ及び減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎの形状に適合する形状とすることができる。

【0056】

[0066]原子炉炉心１０１の構造は、原子力発電炉内の減速材要素１０３Ａ～Ｎとして示される固相減速材の冷却を改善する。閉ループ冷却剤サイクルは、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎとして示される核燃料の冷却システムに干渉しない減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎを介して減速材要素１０３Ａ～Ｎを冷却するための別個の断熱された機構を達成する。

【0057】

[0067]低温固相減速材からなる減速材要素１０３Ａ～Ｎを断熱して別々に冷却することにより、低温固相減速材を核燃料（例えば、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎ）に比べて低温に保つことができる。これにより、高温固相減速材（例えば、炭素系黒鉛）に対して低温固相減速材の中性子減速能力が高いために魅力的な低温固相減速材（ヒドリド系及びベリリウム系など）の実装が可能になる。

【0058】

[0068]より高い温度に到達させると、減速材要素１０３Ａ～Ｎを形成する低温固相減速材が解離又は分解し始め、反応度の正味の喪失をもたらし、分裂又は連鎖反応を遅くすることができる。減速材要素１０３Ａ～Ｎをチューブライナ１０６Ａ～Ｎ（図３参照）内に収容又はコーティングし、減速材要素１０３Ａ～Ｎを絶縁体要素１０２Ａ～Ｎで核燃料タイル１０４Ａ～Ｎから絶縁し、次いで、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎとは別個の減速材冷却ループ内に減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎを作成することによって、小型に最適化された高温原子炉１０７が達成される。

【0059】

[0069]減速材要素１０３Ａ～Ｎに低温固相減速材を使用することは、核燃料として低濃縮ウラン（ＬＥＵ）を使用する小型に最適化された高温原子炉にとって重要である。減速材要素１０３Ａ～Ｎを形成する低温固相減速材は、より高い減速力及び減速比（巨視的減速力）を有するので、低温固相減速材は、より少量の核分裂性材料（例えば、原子炉炉心１０１内で必要とされるウランの量を低減する）を有する小型原子炉システム１００を可能にする。したがって、図示の原子炉炉心１０１は、より広い範囲の動作温度、ループ構成、及び用途を提供する。

【0060】

[0070]したがって、図２の図示の例では、それぞれの減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎは、減速材冷却剤１７０Ａを、（ｉ）減速材冷却剤１７０Ａを加熱すること、及び（ｉｉ）それぞれの減速材要素１０３Ａ～Ｎを冷却すること、の両方を介して流す。それぞれの核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、それぞれの核燃料タイル１０４Ａ～Ｎとの直接接触を介して核燃料冷却剤１７０Ｂを加熱するために、減速材冷却剤１７０Ａとは別個かつ異なる核燃料冷却剤１７０Ｂを流す、内部に形成された１つ又は複数の核燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎを含む。核燃料冷却剤１７０Ｂは、原子力熱推進（ＮＴＰ）用の推進剤（例えば、水素）であり得る。言い換えれば、それぞれの減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎを通って流れる減速材冷却剤１７０Ａは、減速材要素１０３Ａ～Ｎの減速材要素アレイ１１３専用の減速材冷却剤ループ内にあり、核燃料冷却剤１７０Ｂを流すために燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎを含む核燃料冷却剤ループから熱的に隔離され分離されている。ＮＥＰ又はＦＳＰ原子炉１０７では、代わりにＨｅ、ネオン、ＨｅＸｅ、ＣＯ_２などの作動流体が循環される。

【0061】

[0071]減速材冷却剤ループは、減速材冷却剤１７０Ａを核燃料冷却剤１７０Ｂから熱的に隔離して、減速材要素１０３Ａ～Ｎから熱を能動的に除去して、原子炉炉心１０１の動作中に燃料タイル１０４Ａ～Ｎの核燃料タイルアレイ１１４と比較してより低い温度に減速材要素１０３Ａ～Ｎを維持する。減速材冷却剤ループは、圧力容器１６０の外部又は原子炉システム１００の他の構成要素上に取り付けることができるヒートシンクを含み、減速材冷却剤１７０Ａはヒートシンクに熱的に結合される。

【0062】

[0072]図示されていないが、原子炉システム１００は、少なくとも１つのタービンと、原子炉炉心１０１の動作中に複数の減速材要素１０３Ａ～Ｎを冷却するために減速材冷却剤１７０Ａをヒートシンクを通って流れるように移動させるポンプとを備える減速材冷却剤ターボポンプアセンブリをさらに含むことができる。減速材冷却剤ターボポンプアセンブリ内のポンプ及びタービンは、減速材冷却剤配管、減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎ、及びヒートシンクを介して減速材冷却剤１７０Ａを流し、減速材冷却剤１７０Ａはヒートシンクを通過した後、冷却される。原子炉システム１００はまた、減速材冷却剤１７０Ａを移動させる圧縮機及び送風機を含むことができる。減速材冷却剤１７０Ａが液体状態ではなく気体状態にある場合、圧縮機及び送風機は、減速材冷却剤配管、減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎ、及びヒートシンクを介して減速材冷却剤１７０Ａを移動させる。減速材冷却剤１７０Ａが液体状態である場合、ポンプは減速材冷却剤１７０Ａを流す。ＮＴＰ原子炉システム１００では、減速材要素１０３Ａ～Ｎ及び核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、同じターボポンプアセンブリから引き出すことができる。

【0063】

[0073]原子炉システム１００は、原子炉炉心１０１の動作中に電力を生成するために、核燃料冷却剤１７０Ｂを核燃料タイル１０４Ａ～Ｎを通って流れるように流す核燃料冷却剤ターボポンプアセンブリをさらに含む。核燃料冷却剤ターボポンプアセンブリ内のポンプ及びタービンは、核燃料冷却剤１７０Ｂ（例えば、推進剤）を、核燃料冷却剤配管、次いで燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎを通して移動させる。燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎを通過することによって、核燃料冷却剤１７０Ｂは、原子炉炉心１０１の核燃料タイル１０４Ａ～Ｎ内で過熱され、例えば、推力又は発電のために気体に膨張する。ＮＥＰ又はＦＳＰ用途では、原子炉システム１００は、冷却剤１７０Ａ～Ｂ用のターボポンプアセンブリの代わりに、ターボジェット（例えば、タービン及び圧縮機）を含む。

【0064】

[0074]上述したように、分離された減速材冷却剤ループ及び核燃料冷却剤ループは、減速材要素１０３Ａ～Ｎを核燃料タイル１０４Ａ～Ｎからさらに隔離するとともに、内部加熱により減速材要素１０３Ａ～Ｎから熱を能動的に除去するのに役立つ。低温固相減速材材料をより低い温度に維持することを可能にすることに加えて、加熱された減速材冷却剤１７０Ａ自体を以下の好適な目的に使用することもできる。第１に、減速材冷却剤１７０Ａは、二次出力サイクルを駆動する、及び／又は原子炉システム１００内に追加の中性子減速材を供給する、複数の核燃料タイル１０４Ａ～Ｎと化学的に不適合であり得る。ＮＥＰ又はＦＳＰ用途では、原子炉システム１００のポイントは、発電することである。第２に、減速材冷却剤１７０Ａにより、間接的又は直接的に核燃料冷却剤１７０Ｂの予熱が可能になり、原子炉出口温度をより高くできる。第３に、減速材冷却剤１７０Ａは、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの冷却経路及び／又は熱除去機構の動的流体システム性能に影響を与えることなく、原子炉システム１００の他の部分の冷却を可能にする。第４に、減速材冷却剤１７０Ａは、減速材要素１０３Ａ～Ｎが水素系低温固相減速材で形成される場合、水素の過圧を維持することを可能にする。第５に、減速材冷却剤１７０Ａは、事故シナリオで到達したより高い温度に起因して中性子減速材の分解が起こる固有の安全機構の適用を可能にする。中性子減速材の分解は、再臨界の発生を抑制する。

【0065】

[0075]高温で小型の原子炉システム１００を達成することが重要ではない用途では、減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎは、燃料冷却剤通路１２１Ａ～Ｎと同じ冷却ループ内にあり得る。したがって、そのような用途では、それぞれの減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎは冷却剤１７０を、（ｉ）冷却剤１７０を加熱すること、及び（ｉｉ）それぞれの減速材要素１０３Ａ～Ｎを冷却することの両方を介して流す。

【0066】

[0076]図３は、絶縁体要素１０２Ａ～Ｄ、チューブライナ１０６Ａ～Ｄ、減速材要素１０３Ａ～Ｃ、及び核燃料タイル１０４Ａ～Ｂの詳細を示す、図１の原子炉炉心１０１の断面の拡大図である。２つの核燃料ファイル１０４Ａ～Ｂが図３の断面に示されている。核燃料タイル１０４Ａ～Ｎはそれぞれ、高温マトリックス１５２の内側に埋め込まれた三構造等方性（ｔｒｉｓｔｒｕｃｔｕｒａｌ－ｉｓｏｔｒｏｐｉｃ：ＴＲＩＳＯ）燃料粒子１５１Ａ～Ｎなどのコーティングされた燃料粒子からなる燃料コンパクト１５０から形成される。いくつかの実施態様では、燃料コンパクト１５０は、高温マトリックス１５２の内側に埋め込まれた二構造等方性（ＢＩＳＯ）燃料粒子からなる。高温マトリックス１５２は、炭化ケイ素、炭化ジルコニウム、炭化チタン、炭化ニオブ、タングステン、モリブデン、又はそれらの組み合わせを含む。ＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎはそれぞれ、多孔質炭素バッファ層、内側熱分解炭素層、セラミック層、及び外側熱分解炭素層によって囲まれた燃料粒子を含むことができる。

【0067】

[0077]円筒形状の核燃料コンパクトを形成するために炭化ケイ素マトリックス中に分散されたＴＲＩＳＯ燃料粒子の説明は、ワシントン州シアトルのＵｌｔｒａ Ｓａｆｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎの以下の特許及び特許公開、「Ｆｕｌｌｙ Ｃｅｒａｍｉｃ Ｎｕｃｌｅａｒ ｆｕｅｌ ａｎｄ Ｒｅｌａｔｅｄ Ｍｅｔｈｏｄｓ」と題する２０１６年３月２９日交付の米国特許第９，２９９，４６４号明細書、「Ｆｕｌｌｙ Ｃｅｒａｍｉｃ Ｍｉｃｒｏ－ｅｎｃａｐｓｕｌａｔｅｄ（ＦＣＭ）ｆｕｅｌ ｆｏｒ ＣＡＮＤＵ ａｎｄ Ｏｔｈｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒｓ」と題する２０１８年７月２４日交付の米国特許第１０，０３２，５２８号明細書、「Ｍｅｔｈｏｄ ｆｏｒ Ｆａｂｒｉｃａｔｉｏｎ ｏｆ Ｆｕｌｌｙ Ｃｅｒａｍｉｃ Ｍｉｃｒｏｅｎｃａｐｓｕｌａｔｉｏｎ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｆｕｅｌ」と題する２０１８年１０月２３日交付の米国特許第１０，１０９，３７８号明細書、「Ｄｉｓｐｅｒｓｉｏｎ Ｃｅｒａｍｉｃ Ｍｉｃｒｏ－ｅｎｃａｐｓｕｌａｔｅｄ（ＤＣＭ）Ｎｕｃｌｅａｒ Ｆｕｅｌ ａｎｄ Ｒｅｌａｔｅｄ Ｍｅｔｈｏｄｓ」と題する２０１７年４月１１日交付の米国特許第９，６２０，２４８号明細書及び２０１９年１１月１２日交付の米国特許第１０，４７５，５４３号明細書、「Ｃｏｍｐｏｓｉｔｅ Ｍｏｄｅｒａｔｏｒ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｓｙｓｔｅｍｓ」と題する２０２０年１月２３日公開の米国特許公開第２０２０／００２７５８７号明細書、「Ｎｕｃｌｅａｒ Ｆｕｅｌ Ｐａｒｔｉｃｌｅ Ｈａｖｉｎｇ ａ Ｐｒｅｓｓｕｒｅ Ｖｅｓｓｅｌ Ｃｏｍｐｒｉｓｉｎｇ Ｌａｙｅｒｓ ｏｆ Ｐｙｒｏｌｙｔｉｃ Ｇｒａｐｈｉｔｅ ａｎｄ Ｓｉｌｉｃｏｎ Ｃａｒｂｉｄｅ」と題する２０２０年２月２５日交付の米国特許第１０，５７３，４１６号明細書に提供されており、その全体が参照により本明細書に組み込まれる。これらのＵｌｔｒａ Ｓａｆｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎの特許に記載されているように、核燃料は、一般に、円筒形状核燃料コンパクトを作成するために炭化ケイ素マトリックスの内側に埋め込まれたＴＲＩＳＯ燃料粒子からなる円筒形の燃料コンパクト又はペレットを含む。

【0068】

[0078]核燃料タイル１０４Ａ～Ｎを形成するＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎ又はＢＩＳＯ燃料粒子を含む、コーティングされた燃料粒子を埋め込むための可能な高温マトリックス１５２材料のうち、炭化ケイ素（ＳｉＣ）は、良好な放射線照射挙動及び成形加工を提供する。ＳｉＣは、高温の空気に曝されると高密度の付着性二酸化ケイ素（ＳｉＯ_２）表面スケールが急速に形成され、さらなる酸化を防ぐため、優れた耐酸化性を有する。ＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎは、１つ又は複数の等方性材料を取り囲む１つ又は複数の層でコーティングされた燃料核（例えば、中央にＵＣ又はウラン炭酸化物（ＵＣＯ））を含むことができる。ＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎは、３つの等方性材料の４つの層を含む。例えば、４つの層は、（１）炭素でできた多孔質緩衝層、続いて（２）熱分解炭素（ＰｙＣ）の緻密内層、続いて（３）高温で核分裂生成物を保持し、ＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎに強い構造的完全性を与えるための二元炭化物層（例えば、ＳｉＣのセラミック層又は高融点金属炭化物層）、続いて、（４）ＰｙＣの緻密外層を含むことができる。ＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎの高融点金属炭化物層は、炭化チタン（ＴｉＣ）、炭化ジルコニウム（ＺｒＣ）、炭化ニオブ（ＮｂＣ）、炭化タンタル、炭化ハフニウム、ＺｒＣ－ＺｒＢ_２複合材、ＺｒＣ－ＺｒＢ_２－ＳｉＣ複合材、又はそれらの組み合わせのうちの少なくとも１つを含むことができる。高温マトリックス１５２は、ＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎの二元炭化物層と同じ材料で形成することができる。

【0069】

[0079]ＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎは、１，６００℃を超える温度で応力又は核分裂ガス圧力に起因して亀裂しないように設計されており、したがって、最悪の事故シナリオでは燃料核を含むことができる。ＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎは、原子炉炉心１０１を含み、ＬＷＲの温度よりもはるかに高い温度で動作する高温ガス冷却炉（ＨＴＧＲ）で使用するように設計されている。核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、例外的な核分裂生成物保持力を有する。ＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎは、１５００℃未満では極めて故障が少ない。さらに、高温マトリックス１５２の存在は、核分裂生成物の放出に対する追加の強固な障壁を実現する。

【0070】

[0080]それぞれの核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、それぞれの絶縁体要素１０２Ａ～Ｎ又は別のそれぞれの核燃料タイル１０４Ａ～Ｎに隣接する複数の核燃料横方向ファセット１８１Ａ～Ｎ（図４Ａ～図４Ｂ、図５、及び図６を参照）を含む。核燃料横方向ファセット１８１Ａ～Ｎは、観察者には、多くのファセットを有する切断された宝石原石様の曲面又は平面として見える。「ファセット」は、平坦化セグメント（例えば、平面）又は湾曲セグメント（例えば、非球面又は球面）とすることができる。複数の核燃料横方向ファセット１８１Ａ～Ｎは、核燃料タイル１０４Ａの不連続な（例えば、不均一又はギザギザした）外周１８６を形成する。本明細書で使用される場合、「境界壁」は、外周１８６が分割される外周１８６の一部分を含む。境界壁は、図４Ｂの絶縁体要素境界壁１８３Ａのような１つのファセット（単面）又は図４Ｂのタイル境界壁１８２Ａのような複数のファセット（多面）から形成することができる。

【0071】

[0081]原子炉炉心１０１は、減速材冷却ループの流路内で絶縁体要素１０２Ａ～Ｎと減速材要素１０３Ａ～Ｎとの間を接合するために、減速材冷却剤１７０Ａの絶縁境界内にチューブライナ１０６Ａ～Ｎを含む。それぞれのチューブライナ１０６Ａ～Ｎは、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの核燃料タイルアレイ１１４からそれぞれの減速材要素１０３Ａ～Ｎを被覆するより低い水素透過性を有するクラッディングとして形成される。したがって、減速材要素１０３Ａは、好適には、チューブライナ１０６Ａ、減速材冷却剤通路１２１Ａ、絶縁体要素１０２Ａ、そして最後に核燃料タイル１０４Ａによって囲まれる。

【0072】

[0082]それぞれの減速材要素１０３Ａ～Ｎは、それぞれの絶縁体要素１０２Ａ～Ｎによって核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの核燃料タイルアレイ１１４から絶縁される。第１の核燃料タイル１０４Ａを見ると、第１の減速材要素１０３Ａが第１のチューブライナ１０６Ａの内側に配置され、第１の核燃料タイル１０４Ａの内側には、第１の絶縁体要素１０２Ａが配置されている。第１の減速材冷却剤通路１２１Ａは、第１のチューブライナ１０６Ａと第１の絶縁体要素１０２Ａとの間に配置される。第２の減速材要素１０３Ｂ、第２のチューブライナ１０６Ｂ、及び第２の減速材冷却剤通路１２１Ｂ（拡大図では見えず）は、同様の関係で配置される。第１の核燃料タイル１０４Ｂは、第１の複数の核燃料横方向ファセット１８１Ａ～Ｎを含む。核燃料横方向ファセット１８１Ａは、第１の絶縁体要素１０２Ａに隣接し、核燃料横方向ファセット１８１Ｃは、第２の核燃料タイル１０４Ｂに隣接する。図３では、核燃料横方向ファセット１８１Ａは球面を含み、核燃料横方向ファセット１８１Ｃは平面を含む。

【0073】

[0083]第３の核燃料タイル１０４Ｃを見ると、第３の減速材要素１０３Ｃが第３のチューブライナ１０６Ｃの内側に配置され、第２の核燃料タイル１０４Ｂの内側には、第３の絶縁体要素１０２Ｃが配置されている。第３のチューブライナ１０６Ｃと第３の絶縁体要素１０２Ｃとの間には、第３の減速材冷却剤通路１２１Ｃが配置されている。第４の減速材要素１０３Ｄ、第４のチューブライナ１０６Ｄ、及び第４の減速材冷却剤通路１２１Ｄ（拡大図では見えず）は、同様の関係で配置される。第２の核燃料タイル１０４Ｂは、第２の複数の核燃料横方向ファセット１９１Ａ～Ｎを含む。核燃料横方向ファセット１９１Ａは、第３の絶縁体要素１０２Ｃに隣接し、核燃料横方向ファセット１９１Ｃは、第１の核燃料タイル１０４Ａに隣接する。この例では、核燃料横方向ファセット１９１Ａは球面を含み、核燃料横方向ファセット１９１Ｃは平面を含む。

【0074】

[0084]さらに示すように、第１の複数の核燃料横方向ファセット１８１Ａ～Ｎ及び第２の複数の核燃料横方向ファセット１９１Ａ～Ｎは、互いに隣接して５つの燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｅを集合的に形成する。この例では、第１の核燃料タイル１０４Ａの核燃料横方向ファセット１８１Ｄ及び第２の核燃料タイル１０４Ｂの核燃料横方向ファセット１９１Ｄはそれぞれ、第２の燃料冷却剤通路１４１Ｂのそれぞれの部分（例えば、ハーフリング）を形成する球面を含む。

【0075】

[0085]Ｕ－Ｍｏｄを実装する原子炉炉心１０１は、水素保持のためにそれぞれのチューブライナ１０６Ａ～Ｎの内側に配置されたそれぞれの減速材要素１０３Ａ～Ｎを含む。それぞれのチューブライナ１０６Ａ～Ｎは、それぞれの減速材要素１０３Ａ～Ｎとそれぞれの減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎとの間にある。それぞれの減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎは、それぞれのチューブライナ１０６Ａ～Ｎとそれぞれの絶縁体要素１０２Ａ～Ｎとの間にある。それぞれの絶縁体要素１０２Ａ～Ｎは、それぞれの減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎとそれぞれの核燃料タイル１０４Ａ～Ｎとの間にある。

【0076】

[0086]チューブライナ１０６Ａ～Ｎは、高温熱絶縁体（絶縁体要素１０２Ａ～Ｎ）及び低温固相中性子減速材（減速材要素１０３Ａ～Ｎ）のための支持体を含むことができる。チューブライナ１０６Ａ～Ｎは、減速材要素１０３Ａ～Ｎ内の水素保持を実現し、減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎと絶縁体要素１０２Ａ～Ｎとの組み合わせは、減速材要素１０３Ａ～Ｎが核燃料タイル１０４Ａ～Ｎよりも著しく低い温度にあることを可能にする。チューブライナ１０６Ａは、減速材要素１０３Ａと減速材冷却剤通路１２１Ａとの間に位置する。減速材冷却剤通路は、チューブライナ１０６Ａと核燃料タイル１０４Ａとの間に位置する。

【0077】

[0087]チューブライナ１０６Ａは水素バリア材料で形成され、絶縁体要素１０２Ａは低熱伝導性材料で形成される。チューブライナ１０６Ａ～Ｎは、減速材要素１０３Ａ～Ｎを被覆する連続織り原子炉級ＳｉＣ／ＳｉＣ複合閉端管とすることができる。端部接合設計は、良好な照射及び機械的性能を達成する機械的及び液相焼結（ＬＰＳ）接合部の組み合わせであり得る。

【0078】

[0088]Ｕ－Ｍｏｄシステムを実装するために、原子炉システム１００は、より低温のヒートシンクも含むことができる。閉ループ出力サイクルについて、最も直接的な方法は、出力サイクルのコールドエンドである。別の選択肢は、非加熱原子炉入口であり、減速材冷却剤１７０Ａは、原子炉入口、圧縮機出口、又は出力サイクルのコールドエンドなどの出力サイクルの冷却部から来る。追加で、外部ヒートシンク、外部コールドシンク、又は別個の出力サイクルを一緒に使用することもできる。

【0079】

[0089]図４Ａ～図４Ｂは、絶縁体要素１０２Ａ～Ｎの絶縁体要素アレイ１１２、減速材要素１０３Ａ～Ｎの減速材要素アレイ１１３、及び核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの核燃料タイルアレイ１１４の第１のインターロッキング幾何学形状パターン４００を示す。図４Ａ～図４Ｂの第１のインターロッキング幾何学形状パターン４００には、１９個の絶縁体要素１０２Ａ～Ｎ、１９個の減速材要素１０３Ａ～Ｎ、４２個の核燃料タイル１０４Ａ～Ｎ、１９個の減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｎ、及び７８個の完成燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎが示される。

【0080】

[0090]核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、連続的なインターロッキングパターンを有する最適化された幾何学的形状を有し、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎ間のギャップを最小にし、事故シナリオ中の原子炉炉心１０１の熱伝達を最大化する。最適化された幾何学的形状は、核燃料から核燃料冷却剤１７０Ｂ及び周囲の構造への熱伝達を最大化し、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎ間の熱伝導を可能にし、コア内高性能減速材と一体化し、高温マトリックス１５２内に埋め込まれたＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎを実装する。核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの高温マトリックス１５２内に懸濁されたＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎは、減速材要素１０３Ａ～Ｎ内の温度を制限しながら、発電及び／又は処理熱のための高温ガス出口を提供する。

【0081】

[0091]図示のように、核燃料タイル１０４Ａは、それぞれの核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの外周１８６を形成するために不連続である複数の核燃料横方向ファセット１８１Ａ～Ｌを含む。本明細書で使用される場合、「不連続」とは、核燃料横方向ファセット１８１Ａ～Ｎによって集合的に形成された外周１８６が連続的な丸い（例えば、円形又は楕円形）周囲を形成しないことを意味する。外周１８６は、複数の平面、非球面、球面、又は自由曲面を含む。本明細書で使用される場合、「自由曲面」は、平面などの規則的な面とは異なり、堅い半径方向寸法、あるいは非球面又は球面（例えば、円筒面、円錐面、二次面）を有さない。

【0082】

[0092]核燃料横方向ファセット１８１Ａ～Ｃ、１８１Ｅ～Ｇ、１８１Ｉ～Ｋは、それぞれタイル境界壁１８２Ａ～Ｃを形成する。核燃料横方向ファセット１８１Ｄ、１８１Ｈ、及び１８１Ｌは、それぞれ絶縁体要素境界壁１８３Ａ～Ｃを形成する。それぞれのタイル境界壁１８２Ａ～Ｃは、それぞれの絶縁体要素境界壁１８３Ａ～Ｃと交互になって、外周１８６の交互パターンを形成する。それぞれのタイル境界壁１８２Ａ～Ｃは、平面を含む。

【0083】

[0093]図４Ｂに示すように、タイル境界壁１８２Ａは、対向する端部に２つの核燃料横方向ファセット１８１Ａ、１８１Ｃを含み、その間に核燃料横方向ファセット１８１Ｂが延在する。タイル境界壁１８２Ａの例では、２つの核燃料横方向ファセット１８１Ａ、１８１Ｃ（例えば、第１及び第２の端部セグメント）は、対向する端部にあり、それぞれ平面を含む。その間に延在する核燃料横方向ファセット１８１Ｂ（例えば、中央セグメント）は、非球面又は球面を含む。タイル境界壁１８２Ａ～Ｃは、タイル境界壁１８２Ａの幾何学的形状のようなそれぞれの幾何学的形状で形成される。それぞれのタイル境界壁１８２Ａ～Ｃは、他のそれぞれの核燃料タイル１０４Ａ～Ｎに隣接する。それぞれの絶縁体要素境界壁１８３Ａ～Ｃは、それぞれの絶縁体要素１０２Ａ～Ｎに隣接する。それぞれの絶縁体要素境界壁１８３Ａ～Ｃは、非球面又は球面を含む。

【0084】

[0094]上記のように、黒鉛減速原子炉は、一般に非常に大規模である。黒鉛減速原子炉をより小さくするには、炉心がほとんど核分裂性材料を含まないため、原子炉炉心燃料補給が必要である。頻繁な燃料補給は、オンサイト燃料補給を行わない小型原子炉とは適合しない。Ｕ－Ｍｏｄは、減速材要素１０３Ａ～Ｎ（例えば、ＺｒＨ又はＢｅ系低温固相減速材）を絶縁体要素１０２Ａ～Ｎ（例えば、耐放射線性高温材料）で包囲して低温固相減速材の構造強度を高め、許容可能な低温を維持するように断熱することによって実装される。これにより、減速材要素１０３Ａ～Ｎではなく原子炉炉心１０１のより大きな体積として核燃料タイル１０４Ａ～Ｎ（Ｓブロック）が使用可能になり、小型原子炉炉心１０１からのより長い寿命が可能になる。Ｕ－Ｍｏｄによって使用可能になるより小さい原子炉炉心１０１のサイズは、黒鉛減速システムよりも小型のフォームファクタを可能にし、また、高い出力密度で動作しながら、建設コストを低減し、輸送性を高めることができる。

【0085】

[0095]Ｕ－Ｍｏｄの別の利点は、ＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎ中の低アッセイ低濃縮ウラン（ＬＥＵ）燃料（一般に１０％未満の^２３５Ｕ）を利用することができる小型原子炉システム１００の実施可能性要件である。多くの新しい先進原子炉システムは、高アッセイ低濃縮ウラン燃料（一般に１０％より大きい^２３５Ｕ）を必要とし、これは現在製造されておらず、より多くの増殖関連の懸念を有する。

【0086】

[0096]図５は、絶縁体要素１０２Ａ～Ｎの絶縁体要素アレイ１１２、減速材要素１０３Ａ～Ｎの減速材要素アレイ１１３、及び核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの核燃料タイルアレイ１１４の第２のインターロッキング幾何学形状パターン５００を示す。図５では、それぞれの核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの核燃料横方向ファセット１８１Ａ～Ｆは、それぞれの絶縁体要素１０２Ａ～Ｎと他のそれぞれの核燃料タイル１０４Ａ～Ｎとの境界を互い違いにする。

【0087】

[0097]図５の第２のインターロッキング幾何学形状パターン５００では、７つの絶縁体要素１０２Ａ～Ｇ、７つの減速材要素１０３Ａ～Ｇ、２４個の核燃料タイル１０４Ａ～Ｘ、７つの減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｇ、及び２４個の燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｘが示されている。それぞれの絶縁体要素１０２Ａ～Ｇは、チューブ又はパイプとして成形される。それぞれの絶縁体要素１０２Ａ～Ｎは、炭化ケイ素を含むことができる。それぞれの絶縁体要素１０２Ａ～Ｇは、２つ以上の核燃料タイル１０４Ａ～Ｎのそれぞれの絶縁境界１８３Ａ～Ｃ壁をライニングしている。絶縁体要素１０２Ａ～Ｇは、減速材要素１０３Ａ～Ｇを被覆するための原子炉級ＳｉＣ又はＳｉＣ複合閉端管とすることができる。

【0088】

[0098]図示のように、それぞれの絶縁体要素１０２Ａ～Ｇは、その中に長手方向に形成された複数の減速材開口部１９５Ａ～Ｇのそれぞれの減速材開口部１９５Ａ～Ｇ（例えば、空間又は孔）を含む円筒として成形される。それぞれの減速材要素１０３Ａ～Ｇは、それぞれの減速材開口部１９５Ａ～Ｇの内側に配置される。それぞれの減速材要素１０３Ａ～Ｎは、例えば、炭化ベリリウム又は酸化ベリリウムなどのベリリウムを含むことができる。

【0089】

[0099]第１のＵ－Ｍｏｄの例では、減速材要素１０３Ａ～Ｇは、ベリリウムが浸透した高体積分率チョップド繊維炭化ベリリウム（Ｂｅ_２Ｃ）複合材から形成される。Ｂｅ_２Ｃ－Ｂｅ複合体の焼結は、ＢｅとＣとの間の発熱反応を利用することができ、湿潤を促進するために少量のＳｉを使用する。焼結することにより、減速材要素１０３Ａ～Ｇは、Ｂｅ_２Ｃウェブ内のＢｅから構成することができるＢｅ金属マトリックスとして形成される。Ｂｅ金属マトリックスは、マトリックス体積分率セット（約０～約５０％）を含む。第２のＵ－Ｍｏｄの例では、減速材要素１０３Ａ～Ｇの固相減速材はＺｒＨを含み、これは構造的に強固な絶縁体要素１０２Ａ～Ｇで被覆された円筒形ペレットとして成形することができる。減速材要素１０３Ａ～Ｇは、減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｇによって、核燃料タイル１０４Ａ～Ｘとは別個の冷却経路で冷却される。

【0090】

[0100]高温マトリックス１５２に埋め込まれたＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎから形成された核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、直流焼結（ＤＣＳ）によって形成することができる。核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、高レベルの燃料燃焼度（＞＞１００ＧＷｄ／メートルトン）を達成し、極端な温度（例えば、約１，２００℃）で動作し、照射下で優れた挙動を有する。核燃料タイル１０４Ａ～Ｎは、高温マトリックス１５２内に５０％を超える体積充填率のＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎを含むことができる。高温マトリックス１５２中に分散されたＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎは、低密度炭素、二元炭化物層、及び熱分解黒鉛の交互又は連続層によってコーティングされた燃料核を含むことができる。二元炭化物層は、炭化ケイ素（ＳｉＣ）、又は炭化チタン（ＴｉＣ）、炭化ジルコニウム（ＺｒＣ）、炭化ニオブ（ＮｂＣ）、若しくはそれらの組み合わせなどの高融点金属炭化物を含むことができる。二元炭化物層が高融点金属炭化物で形成される場合、いくつかの利点を提供することができる。まず、二元炭化物層を形成する高融点金属炭化物は、ＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎが、超高温動作（＞３０００度ケルビン）のための核分裂性燃料核を保持する複数の保護障壁を提供することを可能にする。高融点金属炭化物はまた、高温マトリックス１５２の照射損傷を低減するために核分裂生成物を減衰させる。したがって、高融点炭化物層は、核分裂生成物を捕捉して、ＮＴＰ原子力システム１００内の核燃料冷却剤１７０Ｂ（例えば、水素などの推進剤）への漏出、又は高温マトリックス１５２との相互作用を防止する圧力容器層として挙動する。

【0091】

[0101]図６は、絶縁体要素１０２Ａ～Ｎの絶縁体要素アレイ１１２、減速材要素１０３Ａ～Ｎの減速材要素アレイ１１３、及び核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの核燃料タイルアレイ１１４の第３のインターロッキング幾何学形状パターン６００を示す。図６の例では、２つの絶縁体要素１０２Ａ～Ｂ、２つの減速材要素１０３Ａ～Ｂ、１０個の核燃料タイル１０４Ａ～Ｊ、２つの減速材冷却剤通路１２１Ａ～Ｂ、及び３２個の完成燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎが示される。図６の第３のインターロッキング幾何学形状パターン６００では、それぞれの核燃料タイル１０４Ａ～Ｊは、２つのタイル境界壁１８２Ａ～Ｂ及び２つの絶縁体要素境界壁１８３Ａ～Ｂを含む。タイル境界壁１８２Ａ～Ｂはそれぞれ、それぞれ１０個の核燃料横方向ファセット１８１Ａ～Ｊ及び１８１Ｍ～Ｖから形成され、これらは平面を有する球面又は非球面の交互パターンである。絶縁体要素界面壁１８３Ａ～Ｂはそれぞれ、それぞれ２つの核燃料横方向ファセット１８１Ｋ～Ｌ及び１８１Ｗ～Ｘから形成され、これらは同様に、平面を有する球面又は非球面の交互パターンである。

【0092】

[0102]図６に示すように、それぞれの絶縁体要素１０２Ａ～Ｂは、その中に長手方向に形成されたそれぞれの減速材開口部１９５Ａ～Ｂを含む角柱として成形される。それぞれの減速材要素１０３Ａ～Ｂは、それぞれの減速材開口部１９５Ａ～Ｂの内側に配置される。それぞれの絶縁体要素１０２Ａ～Ｂは、この例では三角柱である、角柱としてそれぞれの絶縁体要素１０２Ａ～Ｎを集合的に成形する複数の絶縁体要素横方向ファセット１９６Ａ～Ｎ（例えば、３０個が示されている）を含む。絶縁体要素横方向ファセット１９６Ａ～Ｎは、平面、非球面、球面、又は自由曲面である。角柱は、複数の絶縁体要素境界壁１９８Ａ～Ｃを含み、例えば、三角柱の例では３つの絶縁体要素境界壁１９８Ａ～Ｃが示されている。絶縁体要素境界壁１９８Ａ～Ｃはそれぞれ、絶縁体要素横方向ファセット１９６Ａ～Ｎのサブセットを含む。

【0093】

[0103]絶縁体要素境界壁１９８Ａ～Ｃは、非球形又は球形の表面を有する平面の交互パターンを含む。図６の例では、１０個の絶縁体要素横方向ファセット１９６Ａ～Ｊが、非球形又は球形の表面を有する平面形状の表面の交互パターンを有する第１の絶縁体要素境界壁１９８Ａを形成する。

【0094】

[0104]図７は、摂氏での最大原子炉出口温度７１０及びメガワット（ＭＷ）での名目出力レベル７０５を示す原子炉出口温度グラフ７００である。原子炉出口温度グラフ７００は、ベースライン原子炉炉心７２０と、図５及び先進（Ａｄｖ．）に示すような基本Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ７３０を実装する原子炉炉心１０１の構造とを比較する。図６に示すようなＳ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ７４０。原子炉出口温度グラフ７００に示すように、ベースライン原子炉炉心７２０と比較して、Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ７３０、７４０を実装する原子炉炉心１０１は、安全性、信頼性、小型化、及び効率を維持しながら、より広い範囲の最大原子炉出口温度７１０及び名目出力レベル７０５を達成する。図示のように、先進Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ７４０は、５００℃の出口温度で約７０ＭＷｔｈ、又は１０００℃に近い１０ＭＷｔｈのいずれかで動作することができる。基本Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ７３０並びに先進Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ７４０構造の両方は、より良好な原子炉内炉心１０１内の熱伝達、平均原子炉炉心１０１の比熱を可能にし、原子炉炉心１０１から熱を除去する能力を高める。

【0095】

[0105]図８は、黒鉛８１０と比較した、絶縁体要素１０２Ａ～Ｎを形成するための２つの候補高温熱絶縁体８０２Ａ～Ｂと、減速材要素１０３Ａ～Ｎを形成する６つの候補低温固相減速材８０３Ａ～ＦとのＵ－Ｍｏｄ物理的特性表８００である。Ｕ－Ｍｏｄ物理的特性表８００に示すように、すべての低温固相減速材８０３Ａ～Ｆは減速能では黒鉛８１０よりも著しく良好な中性子減速材である。高温熱絶縁体８０２Ａ～Ｂは、減速能では黒鉛よりも良好な中性子減速材ではない。高温熱絶縁体８０２Ａ～Ｂを低温固相減速材８０３Ａ～Ｆと組み合わせることにより、Ｕ－Ｍｏｄによって優れた加工性能が達成される。Ｕ－Ｍｏｄの２つの加工構造は優れている。第１の加工Ｕ－Ｍｏｄ構造では、減速材要素１０３Ａ～Ｎは、原子炉級化学気相成長（ＣＶＤ）ＳｉＣ複合材クラッディングから形成された剛性被覆高温熱絶縁体８０２Ａ内に収容された水素化ジルコニウム（ＺｒＨ）８０３Ａを含む固相減速材８０３Ａから形成される。第２の加工Ｕ－Ｍｏｄ構造では、減速材要素１０３Ａ～Ｎは、原子炉級のＳｉＣ複合材クラッディングから形成された高温熱絶縁体８０２Ａに同様に収容される炭化ベリリウム（Ｂｅ_２Ｃ）８０３Ｂを含む固相減速材８０３Ｂから形成される。

【0096】

[0106]図９は、Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄを実装する原子炉炉心１０１の熱分析グラフ９００であり、軸線方向距離９０５に応じた温度変化の様子９１０を示す。熱分析グラフ９００に示すように、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎ（Ｓ－Ｂｌｏｃｋ）の核燃料タイル最大温度９０４は、約０センチメートル～０．３センチメートルの軸線方向距離９０５において約１，２００度ケルビンである。核燃料冷却剤１７０Ｂの核燃料冷却剤最高温度９７０Ｂは、約０センチメートル～０．１センチメートルの軸線方向距離９０５で約１，１５０度ケルビンである。減速材要素１０３Ａ～Ｎ（Ｕ－Ｍｏｄ）の減速材要素最大温度９０３は、約０．３センチメートル～０．７センチメートルの軸線方向距離９０５で約８００度ケルビンである。減速材冷却剤１７０Ａの減速材冷却剤最高温度９７０Ａは、約０．５センチメートル～０．７センチメートルの軸線方向距離９０５で約７５０度ケルビンである。したがって、核燃料タイル１０４Ａ～ＮのＳ－Ｂｌｏｃｋ構造は、効率を高めるために核燃料タイル１０４Ａ～Ｎ間の熱伝達を増加させ、減速材要素１０３Ａ～Ｎ及び絶縁体要素１０２Ａ～ＮのＵ－Ｍｏｄ構造は、減速材要素１０３Ａ～Ｎから熱を除去する能力を増加させる。

【0097】

[0107]図１０は、Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄを実装する２つの異なる原子炉炉心１０１Ａ～Ｂの逓減グラフ１０００である。図示のように、原子炉炉心１０１の年数で測定された寿命１００５にわたる係数ｋ－有効（ｋ－ｅｆｆ）１０１０が、改善される。中性子増倍係数としても知られるＫ－ｅｆｆ１０１０は、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの高温マトリックス１５２に懸濁されたＴＲＩＳＯ燃料粒子１５１Ａ～Ｎ中の核分裂性材料の臨界状態を特徴付ける。一般に、Ｋ－ｅｆｆ＝生成された中性子の数／失われた中性子の数（漏れ又は吸収による）である。Ｋ－ｅｆｆ１０１０が１以上である場合にのみ、核分裂連鎖反応を持続させることができる。図示のように、基本Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ７３０は、約１０年の寿命１００５Ａを有する原子炉炉心１０１Ａを可能にする。先進Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ７４０は、約１５年の寿命１００５Ｂを有する原子炉炉心１０１Ｂを可能にする。基本Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ７３０並びに先進Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ７４０の両方は、原子炉システム１０００を商業的に実現可能にする大規模出力密度を可能にする。

【0098】

[0108]図１１は、６つの異なる原子炉システム１１００Ａ～Ｆの原子炉質量１１０５、出力レベル１１０６、質量当たり出力１１０７、出口温度１１０８、及びウラン２３５（Ｕ－２３５）濃縮１１０９を比較する原子炉炉心性能及び特性比較表１１０１である。原子炉質量１１０５（キログラム（ｋｇ））、出力レベル１１０６（キロワット電気（ｋＷｅ））、出力／質量１１０７（ワット電気／キログラム（Ｗｅ／ｋｇ））、及び出口温度１１０８（ケルビン（Ｋ）度）によって測定されるように、原子炉炉心１０１内で基本Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ７３０を実装する第１の原子炉システム１１００Ａは、ＪＩＭＯ原子炉システム１１００Ｄと比較してわずかに改善された性能を達成する。重要なことに、基本Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ７３０で達成されるこのわずかに改善された性能は、ＪＩＭＯ原子炉システム１１００Ｄで実施される高濃縮ウラン（ＨＥＵ）Ｕ－２３５濃縮ではなく、低濃縮ウラン（ＬＥＵ）であるＵ－２３５濃縮１１０９Ａで達成される。ＪＩＭＯ原子炉システム１１００Ｄは、米国航空宇宙局「Ｐｒｏｍｅｔｈｅｕｓ Ｐｒｏｊｅｃｔ Ｆｉｎａｌ Ｒｅｐｏｒｔ」９８２－Ｒ１２０４６１に記載されており、その全体が参照により本明細書に組み込まれる。

【0099】

[0109]原子炉炉心１０１内に先進Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ７４０を実装する第２の原子炉システム１１００Ｂは、キロ出力導出型原子炉システム１１００Ｃの原子炉質量１１０５Ｅと同じ原子炉質量１１０５Ｂを有するが、先進Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ７４０は、出力レベル１１０６Ｂ、質量あたりの出力１１０７Ｂ、及び出口温度１１０８Ｂを主に改善する。キロ出力導出型原子炉システム１１００Ｃは、Ｐａｔｒｉｃｋ ＭｃＣｌｕｒｅ、Ｄａｖｉｄ Ｐｏｓｔｏｎの「Ｄｅｓｉｇｎ ａｎｄ Ｔｅｓｔｉｎｇ ｏｆ Ｓｍａｌｌ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒｓ ｆｏｒ Ｄｅｆｅｎｓｅ ａｎｄ Ｓｐａｃｅ Ａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎｓ、Ｉｎｖｉｔｅｄ Ｔａｌｋ ｔｏ ＡＮＳ Ｔｒｉｎｉｔｙ Ｓｅｃｔｉｏｎ」に記載されており、その全体が参照により本明細書に組み込まれる。

【0100】

[0110]基本Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ７３０の原子炉質量１１０５Ａはわずか１，５００ｋｇであり、先進Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ７４０の原子炉質量１１０５Ｂは３，０００ｋｇである。Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄと同様に、メガ出力原子炉システム１１００Ｆは、ＬＥＵＵ－２３５濃縮１１０９Ｆを実装するが、原子炉質量１１０５Ｆは、基本Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ７３０の１００Ｗｅ／ｋｇの改善された質量当たり出力１１０７Ａ、及び先進Ｓブロック及びＵ－Ｍｏｄ７４０の３３３Ｗｅ／ｋｇの質量当たり出力１１０７Ｂと比較して、ほぼ２２，０００キログラムで９１Ｗｅ／ｋｇの質量当たり出力１１０７Ｆである。メガ出力原子炉システム１１００Ｆは、Ｐａｔｒｉｃｋ ＭｃＣｌｕｒｅ、Ｄａｖｉｄ Ｐｏｓｔｏｎの「Ｄｅｓｉｇｎ ａｎｄ Ｔｅｓｔｉｎｇ ｏｆ Ｓｍａｌｌ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒｓ ｆｏｒ Ｄｅｆｅｎｓｅ ａｎｄ Ｓｐａｃｅ Ａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎｓ」、Ｉｎｖｉｔｅｄ Ｔａｌｋ ｔｏ ＡＮＳ Ｔｒｉｎｉｔｙ Ｓｅｃｔｉｏｎにも記載されており、その全体が参照により本明細書に組み込まれる。

【0101】

[0111]最後に、ＮＡＳＡ核分裂面システム原子炉システム１１００Ｃは、Ｄａｖｉｄ Ｉ．Ｐｏｓｔｏｎの「Ｒｅｆｅｒｅｎｃｅ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｍｏｄｕｌｅ Ｄｅｓｉｇｎ ｆｏｒ ＮＡＳＡ’ｓ Ｌｕｎａｒ Ｆｉｓｓｉｏｎ Ｓｕｒｆａｃｅ Ｐｏｗｅｒ Ｓｙｓｔｅｍ」、Ｐｒｏｃｅｅｄｉｎｇｓ ｏｆ Ｎｕｃｌｅａｒ ａｎｄ Ｅｍｅｒｇｉｎｇ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｉｅｓ ｆｏｒ Ｓｐａｃｅ ２００９、Ａｔｌａｎｔａ、ＧＡ、２００９年６月に記載され、その全体が参照により本明細書に組み込まれる。全体として、ＮＡＳＡ核分裂面システム原子炉システム１１００Ｄは、ＨＥＵ Ｕ－２３５濃縮１１０９Ｃを利用するにもかかわらず、原子炉質量１１０５Ｃ、出力レベル１１０６Ｃ、質量当たりの出力１１０７Ｃ、出口温度１１０８Ｃ、及びウラン２３５（Ｕ－２３５）濃縮１１０９Ｃを含む性能及び特性が、基本Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ７３０並びに先進Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ７４０の両方と比較して劣っている。

【0102】

[0112]図１１の原子炉炉心性能及び特性比較表１１０１は、原子炉炉心１０１の構造に実装されたＳ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄ技術が、ＬＥＵ Ｕ－２３５濃縮を用いても、比較的低い原子炉質量１１０５、高出力レベル１１０６、質量当たり高出力１１０７、及び高出口温度１１０８を達成することを実証する。要約すると、Ｓ－Ｂｌｏｃｋ及びＵ－Ｍｏｄは、原子炉炉心１０１の安全性、信頼性、熱伝達、効率、及び小型化を向上させる。

【0103】

[0113]保護の範囲は、以下の特許請求の範囲によってのみ限定される。その範囲は、本明細書及び以下の審査履歴に照らして解釈されるときに特許請求の範囲で使用される文言の通常の意味と一致するほど広く、すべての構造的及び機能的均等物を包含するように解釈されるべきである。それにもかかわらず、特許請求の範囲のいずれも、米国特許法第１０１条、１０２条又は１０３条の要件を満たさない主題を包含することを意図しておらず、そのように解釈されるべきでもない。このような主題の意図しない包含は、本明細書によって放棄される。

【0104】

[0114]本明細書で使用される用語及び表現は、特定の意味が本明細書に別途記載されている場合を除いて、それらの対応するそれぞれの調査及び研究の分野に関してそのような用語及び表現に与えられる通常の意味を有することが理解されよう。第１及び第２などの関係用語は、そのような実体又は動作間の実際のそのような関係又は順序を必ずしも必要とせず、又は暗示せずに、１つの実体又は動作を別の実体又は動作から区別するためにのみ使用され得る。「備える（ｃｏｍｐｒｉｓｅｓ）」、「備える（ｃｏｍｐｒｉｓｉｎｇ）」、「含む（ｉｎｃｌｕｄｅｓ）」、「含んでいる（ｉｎｃｌｕｄｉｎｇ）」、「有する（ｈａｓ）」、「有する（ｈａｖｉｎｇ）」、「有する（ｗｉｔｈ）」、「形成される（ｆｏｒｍｅｄ ｏｆ）」という用語、又はそれらの任意の他の変形は、非排他的な包含を網羅することを意図しており、それにより、要素又は工程の列挙を備える又は含むプロセス、方法、物品、又は装置は、それらの要素又は工程のみを含むのではなく、明示的に列挙されていない、又はそのようなプロセス、方法、物品、若しくは装置に固有ではない他の要素又は工程を含むことができる。「ａ」又は「ａｎ」が先行する要素は、さらなる制約なしに、その要素を含むプロセス、方法、物品、又は装置における追加の同一の要素の存在を排除しない。

【0105】

[0115]追加で、上記の詳細な説明では、本開示を簡素化する目的で、様々な特徴が様々な例で一緒にグループ化されていることが分かる。この開示方法は、特許請求される例が各請求項に明示的に記載されているよりも多くの特徴を必要とするという意図を反映すると解釈されるべきではない。むしろ、以下の特許請求の範囲が反映するように、保護されるべき主題は、任意の単一の開示された例のすべての特徴よりも少ない特徴にある。したがって、以下の特許請求の範囲は詳細な説明に組み込まれ、各請求項は別個に特許請求される主題として独立している。

【0106】

[0116]上記は、最良の形態及び／又は他の例であると考えられるものを説明したが、その中で様々な修正が行われてもよく、本明細書に開示される主題は様々な形態及び例で実装されてもよく、それらは多数の用途に適用されてもよく、そのうちのいくつかのみが本明細書に記載されていることが理解される。以下の特許請求の範囲によって、本概念の真の範囲内に入る任意の、及びすべての修正及び変形を請求することが意図されている。

【図1】

【図2】

【図3】

【図4A】

【図4B】

【図5】

【図6】

【図7】

【図8】

【図9】

【図10】

【図11】

【手続補正書】

【提出日】2022-05-17

【手続補正1】

【補正対象書類名】明細書

【補正対象項目名】０００１

【補正方法】変更

【補正の内容】

【0001】

[0001]本出願は、２０２０年１０月４日に出願された国際出願第ＰＣＴ／ＵＳ２０２０／０５４１９０号の米国移行特許出願であり、その全体は参照により本明細書に組み込まれる。国際出願第ＰＣＴ／ＵＳ２０２０／０５４１９０号は、「Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓｙｓｔｅｍ ｆｏｒ Ｐｏｗｅｒ Ｐｒｏｄｕｃｔｉｏｎ ｉｎ Ｓｐａｃｅ」と題する、２０１９年１０月４日に出願された米国仮特許出願第６２／９１０，５６１号の優先権を主張し、その全体は参照により本明細書に組み込まれる。

【手続補正2】

【補正対象書類名】明細書

【補正対象項目名】０００２

【補正方法】変更

【補正の内容】

【0002】

[0002]本出願は、２０２０年１０月４日出願の「Ｉｎｔｅｇｒａｔｅｄ Ｉｎ－Ｖｅｓｓｅｌ Ｎｅｕｔｒｏｎ Ｓｈｉｅｌｄ」と題する国際出願第ＰＣＴ／ＵＳ２０２０／０５４１８８号（国際公開第ＷＯ２０２１／０６７９０１号として２０２１年４月８日に公開）に関し、その全体が参照により本明細書に組み込まれる。本出願はまた、２０２０年１０月４日出願の「Ａｕｔｏｍａｔｉｃ Ｓｈｕｔｄｏｗｎ Ｃｏｎｔｒｏｌｌｅｒ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｓｙｓｔｅｍ ｗｉｔｈ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｄｒｕｍｓ」と題する、国際出願第ＰＣＴ／ＵＳ２０２０／０５４１８９号（国際公開第ＷＯ２０２１／０６７９０２号として２０２１年４月８日に公開）にも関し、その全体が参照により本明細書に組み込まれる。

【手続補正3】

【補正対象書類名】特許請求の範囲

【補正対象項目名】全文

【補正方法】変更

【補正の内容】

【特許請求の範囲】

【請求項1】

絶縁体要素の絶縁体要素アレイと、減速材要素の減速材要素アレイとを含む原子炉炉心であって、それぞれの減速材要素が、それぞれの絶縁体要素の内側に配置された低温固相減速材から形成される、原子炉炉心と、
核燃料タイルの核燃料タイルアレイであって、それぞれの核燃料タイルが、前記それぞれの絶縁体要素又は別のそれぞれの核燃料タイルに隣接する複数の核燃料横方向ファセットを含む、核燃料タイルの核燃料タイルアレイと
を備え、
前記それぞれの減速材要素が、前記それぞれの絶縁体要素によって前記核燃料タイルの核燃料タイルアレイから絶縁されている、原子炉システム。

【請求項2】

前記原子炉炉心が、水素バリア材料で形成された複数のチューブライナをさらに含み、
前記それぞれの減速材要素が、水素保持のためにそれぞれのチューブライナの内側に配置されている、請求項１に記載の原子炉システム。

【請求項3】

当該原子炉システムは、複数の減速材冷却剤通路をさらに備え、
前記それぞれのチューブライナが、それぞれの減速材冷却剤通路によって囲まれ、
前記それぞれの減速材冷却剤通路が、前記それぞれの絶縁体要素によって囲まれている、請求項２に記載の原子炉システム。

【請求項4】

前記それぞれのチューブライナが、前記それぞれの減速材要素と前記それぞれの減速材冷却剤通路との間にあり、
前記それぞれの減速材冷却剤通路が、前記それぞれのチューブライナと前記それぞれの絶縁体要素との間にある、請求項３に記載の原子炉システム。

【請求項5】

前記それぞれの絶縁体要素が、前記それぞれの減速材冷却剤通路と前記それぞれの核燃料タイルとの間にある、請求項３に記載の原子炉システム。

【請求項6】

前記それぞれのチューブライナが、前記それぞれの減速材要素を被覆するクラッディングとして形成されている、請求項２に記載の原子炉システム。

【請求項7】

前記クラッディングが、密閉容器を含み、
前記それぞれの減速材要素を形成する前記低温固相減速材材料が、前記密閉容器の内側に配置されている、請求項６に記載の原子炉システム。

【請求項8】

前記それぞれのチューブライナが、前記それぞれの減速材要素上にコーティングとして形成され、
前記それぞれの減速材要素を形成する前記低温固相減速材材料が、前記コーティングの内側に配置されている、請求項６に記載の原子炉システム。

【請求項9】

前記水素バリア材料が、Ａｌ_ｙＯ_ｘ、ＳｉＣ、ＺｒＣ、ＭｇＯ、Ｍｏ、Ｗ、Ｃｕ、Ｎｉ、Ｃｒ、又はそれらの組み合わせを含む、請求項２に記載の原子炉システム。

【請求項10】

前記絶縁体要素がそれぞれ、高温熱絶縁体で形成され、
前記高温熱絶縁体が、低密度ＳｉＣ、安定化酸化ジルコニウム、酸化アルミニウム、低密度ＺｒＣ、低密度炭素、又はそれらの組み合わせを含む、請求項１に記載の原子炉システム。

【請求項11】

前記低温固相減速材が、ＭｇＨ_ｘ、ＹＨ_ｘ、ＺｒＨ_ｘ、ＣａＨ_ｘ、ＺｒＯ_ｘ、ＣａＯ_ｘ、ＢｅＯ_ｘ、ＢｅＣ_ｘ、Ｂｅ、濃縮炭化ホウ素、^１１Ｂ_４Ｃ、ＣｅＨ_ｘ、ＬｉＨ_ｘ、又はそれらの組み合わせを含む、請求項１に記載の原子炉システム。

【請求項12】

前記それぞれの絶縁体要素が、中に長手方向に形成された減速材開口部を含む角柱又は円筒として成形され、
前記それぞれの減速材要素が、前記減速材開口部の内側に配置されている、請求項１に記載の原子炉システム。

【請求項13】

前記それぞれの絶縁体要素が、前記角柱として前記それぞれの絶縁体要素を集合的に形成する複数の絶縁体要素横方向ファセットを含む、請求項１２に記載の原子炉システム。

【請求項14】

前記それぞれの絶縁体要素が、前記角柱として成形され、
前記角柱が、複数の絶縁体要素境界壁を含み、
前記絶縁体要素境界壁がそれぞれ、前記絶縁体要素横方向ファセットのサブセットを含む、請求項１３に記載の原子炉システム。

【請求項15】

前記絶縁体要素横方向ファセットが、平面、非球面、球面、又は自由曲面である、請求項１４に記載の原子炉システム。

【請求項16】

前記絶縁体要素境界壁が、非球面又は球面を有する平面の交互パターンを含む、請求項１５に記載の原子炉システム。

【請求項17】

前記角柱が、三角柱であり、
前記それぞれの絶縁体要素が、３つの絶縁体要素境界壁を含む、請求項１４に記載の原子炉システム。

【請求項18】

前記核燃料タイルがそれぞれ、高温マトリックスの内側に埋め込まれたコーティングされた燃料粒子からなる燃料コンパクトから形成され、
前記高温マトリックスが、炭化ケイ素、炭化ジルコニウム、炭化チタン、炭化ニオブ、タングステン、モリブデン、又はそれらの組み合わせを含む、請求項１に記載の原子炉システム。

【請求項19】

前記コーティングされた燃料粒子が、三構造等方性（ＴＲＩＳＯ）燃料粒子又は二構造等方性（ＢＩＳＯ）燃料粒子を含む、請求項１８に記載の原子炉システム。

【請求項20】

前記複数の核燃料横方向ファセットが不連続であり、前記それぞれの核燃料タイルの外周を形成している、請求項１に記載の原子炉システム。

【請求項21】

前記外周が、複数の平面、非球面、球面、又は自由曲面を含む、請求項２０に記載の原子炉システム。

【請求項22】

前記核燃料横方向ファセットが、前記それぞれの絶縁体要素と他のそれぞれの核燃料タイルとの境界を互い違いにする、請求項１に記載の原子炉システム。

【請求項23】

前記核燃料横方向ファセットが、複数のタイル境界壁及び複数の絶縁体要素境界壁を含み、
それぞれのタイル境界壁が、それぞれの絶縁体要素境界壁と交互になって、外周の交互パターンを形成している、請求項１に記載の原子炉システム。

【請求項24】

前記それぞれのタイル境界壁が平面を含む、請求項２３に記載の原子炉システム。

【請求項25】

前記それぞれのタイル境界壁が、対向する端部に２つの核燃料横方向ファセットを含み、その間に核燃料横方向ファセットが延在し、
対向する端部上の前記２つの核燃料横方向ファセットが、平面を含み、
間に延在する前記核燃料横方向ファセットが、非球面又は球面を含む、請求項２３に記載の原子炉システム。

【請求項26】

前記それぞれのタイル境界壁が、他のそれぞれの核燃料タイルに隣接し、
前記それぞれの絶縁体要素境界壁が、前記それぞれの絶縁体要素に隣接している、請求項２３に記載の原子炉システム。

【請求項27】

前記それぞれの絶縁体要素境界壁が、非球面又は球面を含む、請求項２３に記載の原子炉システム。

【請求項28】

前記それぞれの絶縁体要素が、チューブ又はパイプとして成形され、
前記それぞれの絶縁体要素が、２つ以上の核燃料タイルの前記それぞれの絶縁境界壁をライニングしている、請求項２７に記載の原子炉システム。

【請求項29】

前記それぞれの減速材要素が内側に配置された前記それぞれの絶縁体要素が、内部に形成されたそれぞれの減速材冷却剤通路を含む、請求項１に記載の原子炉システム。

【請求項30】

前記それぞれの減速材冷却剤通路が、前記それぞれの減速材要素と前記それぞれの絶縁体要素との間に位置している、請求項２９に記載の原子炉システム。

【請求項31】

前記それぞれの減速材冷却剤通路が、平坦なリング形状の開口部である、請求項２９に記載の原子炉システム。

【請求項32】

前記それぞれの減速材冷却剤通路が、冷却剤を、（ｉ）前記冷却剤を加熱することと、（ｉｉ）前記それぞれの減速材要素を冷却することとの両方を介して流し、
前記それぞれの核燃料タイルが、前記冷却剤が前記減速材冷却剤通路を通って流れた後に前記それぞれの核燃料タイルによって前記冷却剤をその後加熱するために内部に形成された１つ又は複数の燃料冷却剤通路を含み、
前記冷却剤が気体又は液体である、請求項２９に記載の原子炉システム。

【請求項33】

前記それぞれの減速材冷却剤通路が、減速材冷却剤を、（ｉ）前記減速材冷却剤を加熱することと、（ｉｉ）前記それぞれの減速材要素を冷却することと、の両方を介して流し、
前記それぞれの核燃料タイルが、前記それぞれの核燃料タイルとの直接接触を介して核燃料冷却剤を加熱するために前記核燃料冷却剤を流す、内部に形成された１つ又は複数の核燃料冷却剤通路を含む、請求項２９に記載の原子炉システム。

【請求項34】

前記それぞれの減速材冷却剤通路を通って流れる前記減速材冷却剤が、前記減速材要素の減速材要素アレイ専用の減速材冷却剤ループ内にあり、前記核燃料冷却剤通路を含む燃料冷却剤ループから熱的に隔離され、分離されている、請求項３３に記載の原子炉システム。

【請求項35】

前記減速材冷却剤ループが、前記減速材冷却剤を前記核燃料冷却剤から熱的に隔離して前記減速材要素から熱を能動的に除去し、前記原子炉炉心の動作中に前記減速材要素を前記燃料タイルの核燃料タイルアレイと比較してより低い温度に維持する、請求項３４に記載の原子炉システム。

【請求項36】

前記減速材冷却剤が、前記核燃料冷却剤とは異なる、請求項３４に記載の原子炉システム。

【請求項37】

前記減速材冷却剤が、核熱推進のための推進剤であるか、又は、
前記減速材冷却剤が、原子力電気推進又は核分裂面出力用の作動流体である、請求項３４に記載の原子炉システム。

【請求項38】

前記減速材冷却剤が、複数の前記核燃料タイルと化学的に不適合である、請求項３４に記載の原子炉システム。

【請求項39】

前記減速材冷却剤ループが、ヒートシンクを含み、
前記減速材冷却剤が、前記ヒートシンクに熱的に結合される、請求項３４に記載の原子炉システム。

【請求項40】

当該原子炉システムは、ポンプ、圧縮機、送風機、又はそれらの組み合わせをさらに備え、
前記ポンプ、前記圧縮機、前記送風機、又は前記それらの組み合わせが、前記原子炉炉心の動作中に複数の前記減速材要素を冷却するため、前記減速材冷却剤を前記ヒートシンクを通って流れるように流す、請求項３９に記載の原子炉システム。

【国際調査報告】