知財求人 - 知財ポータルサイト「IP Force」
▶ ウルトラ セーフ ニュークリア コーポレーションの特許一覧
(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】2023-10-06
(54)【発明の名称】小型で輸送可能な原子力システムのための放射線遮蔽
(51)【国際特許分類】
G21C 11/02 20060101AFI20230929BHJP
G21F 3/00 20060101ALI20230929BHJP
【ＦＩ】
G21C11/02 100
G21F3/00 E
【審査請求】未請求
【予備審査請求】未請求
(21)【出願番号】P 2023504575
(86)(22)【出願日】2021-09-18
(85)【翻訳文提出日】2023-03-17
(86)【国際出願番号】 US2021051004
(87)【国際公開番号】W WO2022061195
(87)【国際公開日】2022-03-24
(31)【優先権主張番号】63/080,292
(32)【優先日】2020-09-18
(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】パテル， ヴィシャル
(57)【要約】
本発明の移動式原子炉放射線遮蔽手段は、容器内中性子シールドと、容器内シャドウシールドと、輸送シールドと、モジュールシャドウシールドとを含む。容器内中性子シールドは、構造材料の活性化を低減および防止し、活性化された構造材料からのガンマ放出を遮蔽するための重い遮蔽の必要性を低減する。容器内シャドウシールドは、原子炉とバランスオブプラント（ＢＯＰ）モジュールおよび制御システムとの間に中性子およびガンマ線遮蔽を提供する。容器内シャドウシールドは、輸送のために原子炉を準備する間放射線作業者を遮蔽するために保護アークを最大にしながらシールドのサイズを最小にするために、アクティブな原子炉コアの近くに置かれる。輸送シールドは、輸送中、生物が原子炉に接近する場合に使用される。モジュールシャドウシールドは、動作中に原子炉制御構成要素およびＢＯＰモジュールを遮蔽する。
【選択図】図１Ａ
【選択図】図１Ａ
【特許請求の範囲】
【請求項1】
核熱供給（ＮＨＳ）モジュールを備える原子炉システムであって、前記ＮＨＳモジュールが、
原子炉キャビティを含む原子炉コンテナと、
前記原子炉コンテナ内の圧力容器であって、内壁を含む、圧力容器と、
前記圧力容器内に配置された原子炉コアであって、複数の燃料要素と、少なくとも１つの減速体要素とを含む原子炉コアと、
前記原子炉コアを取り囲むように前記圧力容器の内壁に配置された容器内中性子シールドと、
前記圧力容器の内側の容器内シャドウシールドと、
第１の減速流体を含むための前記原子炉キャビティ内の輸送シールドチャンバ（ＴＳチャンバ）を含む、前記原子炉コンテナ内および前記圧力容器の外側の輸送シールド（ＴＳ）と、
第２の減速流体を含むための前記原子炉キャビティ内のモジュールシャドウシールドチャンバ（ＭＳＳチャンバ）を含む、前記原子炉コンテナ内および前記圧力容器の外側のモジュールシャドウシールド（ＭＳＳ）と
を含む、原子炉システム。
【請求項2】
前記輸送シールドが、前記ＴＳチャンバを実質的に充填する前記第１の減速流体をさらに含み、前記モジュールシャドウシールドが、前記ＭＳＳチャンバを実質的に充填する前記第２の減速流体をさらに含む、請求項１に記載の原子炉システム。
【請求項3】
前記ＮＨＳモジュールが、中間熱交換器と、ガス循環器とをさらに含み、前記熱交換器が、前記原子炉コアに熱的に結合される、請求項１に記載の原子炉システム。
【請求項4】
前記輸送シールドが、前記第１の減速流体をさらに含み、前記第１の減速流体が、前記ＴＳチャンバを実質的に充填する、請求項１に記載の原子炉システム。
【請求項5】
前記ＮＨＳモジュールが、アクティブ状態と非アクティブ状態とを含み、前記ＮＨＳモジュールが不活性状態にある間に前記ＮＨＳモジュールによって誘発される前記ＮＨＳモジュールの外側のレントゲン当量（ｒｅｍ）が、毎時５０ｒｅｍ（ｒｅｍ／ｈｒ）未満であり、
前記第１の減速流体が、水（Ｈ２Ｏ）を含む、請求項４に記載の原子炉システム。
【請求項6】
前記ＮＨＳモジュールが、アクティブ状態と非アクティブ状態とを含み、前記ＮＨＳモジュールが非アクティブ状態にある間に前記ＮＨＳモジュールによって誘発される前記ＮＨＳモジュールの外側のレントゲン当量（ｒｅｍ）が、毎時１０（ｒｅｍ／ｈｒ）未満であり、
前記第１の減速流体が、水（Ｈ２Ｏ）を含み、前記第１の減速流体が、約１．６３グラム／立方センチメートル（ｇ／ｃｃ）以上のＰｂ（ＮＯ３）２の濃度を含む、請求項４に記載の原子炉システム。
【請求項7】
前記ＮＨＳモジュールが、アクティブ状態と非アクティブ状態とを有し、前記ＮＨＳモジュールが前記非アクティブ状態にある間に前記ＮＨＳモジュールによって誘発される前記ＮＨＳモジュールの外側のレントゲン当量（ｒｅｍ）が、毎時０．５（ｒｅｍ／ｈｒ）未満であり、
前記第１の減速流体が、水（Ｈ２Ｏ）を含み、前記第１の減速流体が、約５グラム／立方センチメートル（ｇ／ｃｃ）以上のＺｎＢｒ２の濃度を含む、請求項４に記載の原子炉システム。
【請求項8】
前記モジュールシャドウシールドが、前記第２の減速流体をさらに含み、前記第２の減速流体が、前記ＭＳＳチャンバを実質的に満たす、請求項１に記載の原子炉システム。
【請求項9】
前記複数の燃料要素が、複数の放射線粒子を放出し、前記容器内シャドウシールドが、前記複数の放射線粒子の第１の放射線粒子を最初にブロックする、請求項１に記載の原子炉システム。
【請求項10】
前記容器内中性子シールドが、前記容器内シャドウシールドを通過する前記複数の放射線粒子のうちの第２の放射線粒子をブロックする、請求項９に記載の原子炉システム。
【請求項11】
前記輸送シールドが、前記容器内シャドウシールドおよび前記容器内中性子シールドを通過する前記複数の放射線粒子のうちの第３の放射粒子をブロックする、請求項９に記載の原子炉システム。
【請求項12】
前記モジュールシャドウシールドが、前記容器内シャドウシールド、前記容器内中性子シールド、および前記輸送シールドを通過する前記複数の放射線粒子のうちの第４の放射線粒子をブロックする、請求項９に記載の原子炉システム。
【請求項13】
前記ＮＨＳモジュールの外側に配置されたバランスオブプラントモジュールをさらに備え、前記原子炉コンテナが、前記輸送シールド、前記モジュールシャドウシールド、前記圧力容器、前記容器内シャドウシールド、前記原子炉コア、および前記容器内中性子シールドを収容し、
前記バランスオブプラントモジュールが、ターボ機械と、発電機と、原子炉制御システムとを含む、請求項１に記載の原子炉システム。
【請求項14】
前記第１の減速流体が、放射線粒子をブロックして、前記放射線粒子が前記バランスオブプラントモジュールまで進行するのを防止する、請求項１３に記載の原子炉システム。
【請求項15】
前記第２の減速流体が、放射線粒子をブロックして、前記放射線粒子が前記バランスオブプラントモジュールまで進行するのを防止する、請求項１３に記載の原子炉システム。
【請求項16】
前記容器内シャドウシールド、前記容器内中性子シールド、前記第１の減速流体、および前記第２の減速流体が、１つまたは複数の中性子吸収材料を含む、請求項１に記載の原子炉システム。
【請求項17】
前記容器内中性子シールドが、中性子減速体および特定の同位体または天然同位体組成物が濃縮された中性子吸収材料を有する複合材料または多層材料で形成され、前記第１の減速流体が、水素濃度の液体を含み、
前記第２の減速流体が、水（Ｈ２Ｏ）を含む、請求項１に記載の原子炉システム。
【請求項18】
前記中性子減速体が、金属水素化物、ポリエチレン、プラスチック、ベリリウム含有化合物、またはそれらの組み合わせを含む、請求項１７に記載の原子炉システム。
【請求項19】
前記中性子吸収材料が、ホウ素、炭化ホウ素、金属ホウ化物、ガドリニウム、ユーロピウム、タングステン、またはそれらの組み合わせを含む、請求項１７に記載の原子炉システム。
【請求項20】
前記容器内中性子シールドが、２つ以上の中性子吸収材料で形成され、前記２つ以上の中性子吸収材料が、黒色に近い中性子吸収材料と灰色中性子吸収材料とを含む、請求項１に記載の原子炉システム。
【請求項21】
第１の減速流体で核熱供給（ＮＨＳ）モジュールの輸送シールド（ＴＳ）チャンバを実質的に充填するステップであって、前記ＮＨＳモジュールが原子炉コアを含む、ステップと、前記ＮＨＳモジュールを第１の位置から第２の位置に輸送するステップと、
前記ＮＨＳモジュールを前記第２の位置の地面に結合するステップと、
前記原子炉コアの中性子束を臨界レベルまで増加させるステップと
を含む、原子炉展開方法。
【請求項22】
前記ＮＨＳモジュールを輸送した後に、第２の減速流体で前記ＮＨＳモジュールのモジュールシャドウシールド（ＭＳＳ）チャンバを実質的に充填するステップをさらに含み前記原子炉コアの前記中性子束を前記臨界レベルまで増加させる前記ステップが、前記第２の減速流体で前記ＭＳＳチャンバを実質的に充填する前記ステップの後に行われる、請求項２１に記載の原子炉展開方法。
【請求項23】
第１の減速流体で原子炉システムの核熱供給（ＮＨＳ）モジュールの輸送シールド（ＴＳ）チャンバを実質的に充填するステップであって、前記ＮＨＳモジュールが、原子炉コアを含む、ステップと、前記ＮＨＳモジュールを第１の位置から第２の位置に輸送するステップと、
前記ＴＳチャンバから前記第１の減速流体を実質的に排出するステップと
を含む、原子炉遮蔽方法。
【請求項24】
前記ＮＨＳモジュールを輸送する前に、前記原子炉コアの中性子束を亜臨界レベルまで減少させるステップと、前記ＮＨＳモジュールを輸送した後に、第２の減速流体でモジュールシャドウシールドのモジュールシャドウシールド（ＭＳＳ）チャンバを実質的に充填するステップと
をさらに含む、請求項２３に記載の原子炉遮蔽方法。
【請求項25】
前記第２の減速流体で前記ＭＳＳチャンバを実質的に充填した後、前記原子炉コアの前記中性子束を臨界レベルまで増加させるステップをさらに含む、請求項２４に記載の原子炉遮蔽方法。
【請求項26】
前記原子炉コアの前記中性子束を亜臨界レベルまで減少させた後であって、前記ＮＨＳモジュールを輸送する前に、前記ＮＨＳモジュールからバランスオブプラントモジュールを結合解除するステップと、前記ＮＨＳモジュールを輸送した後であって、前記原子炉コアの前記中性子束を前記臨界レベルまで増加させる前に、前記バランスオブプラントモジュールを前記ＮＨＳモジュールに再結合するステップと
をさらに含む、請求項２５に記載の原子炉遮蔽方法。
【請求項27】
前記原子炉コアの前記中性子束を前記亜臨界レベルまで減少させた後、前記原子炉コアが非アクティブ状態に達するのを待機するステップをさらに含む、請求項２６に記載の原子炉遮蔽方法。
【請求項28】
前記ＮＨＳモジュールを前記第１の位置から前記第２の位置に輸送するステップが、陸上車両、航空機、または船舶による第１のトリップで前記ＮＨＳモジュールを前記第１の位置から前記第２の位置に輸送する工程を含む、請求項２３に記載の原子炉遮蔽方法。
【請求項29】
航空機によるフライト中に前記ＮＨＳモジュールを前記第２の位置から第３の位置に空輸するステップと、前記ＮＨＳモジュールを空輸する前に前記ＴＳチャンバから前記第１の減速流体を実質的に排出するステップと、
前記ＮＨＳモジュールを空輸した後、前記第１の減速流体で前記ＴＳチャンバを実質的に充填するステップと
をさらに含む、請求項２３に記載の原子炉遮蔽方法。
【請求項30】
前記ＮＨＳモジュールを前記フライトで前記第２の位置から前記第３の位置に空輸する前に、前記ＮＨＳモジュールからバランスオブプラントモジュールを結合解除するステップと、別のフライトで前記バランスオブプラントモジュールを前記第２の位置から前記第３の位置に空輸するステップと、
前記バランスオブプラントモジュールを前記第２の位置から前記第３の位置に空輸した後、前記バランスオブプラントモジュールを前記ＮＨＳモジュールに再結合するステップと
をさらに含む、請求項２９に記載の原子炉遮蔽方法。
【発明の詳細な説明】
【関連出願の相互参照】
【0001】
[0001]本出願は、その開示全体が参照により本明細書に組み込まれる、「Ｒａｄｉａｔｉｏｎ Ｓｈｉｅｌｄｉｎｇ ｆｏｒ Ｃｏｍｐａｃｔ ａｎｄ Ｔｒａｎｓｐｏｒｔａｂｌｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｓｙｓｔｅｍｓ」と題する２０２０年９月１８日に出願された米国仮特許出願第６３／０８０，２９２号明細書の優先権を主張する。
【技術分野】
【0002】
[0002]本主題は、原子炉輸送システムおよび輸送可能な原子炉システムなどの原子炉システムの例に関する。本主題はまた、小型で輸送可能な原子力システムのための放射線遮蔽を包含する。
【背景技術】
【0003】
[0003]安全で信頼性のある堅牢な電力は、現代の民間および軍事活動に不可欠である。世界の遠隔地域、未開発地域、または紛争地域で行われる運用は、現代の電力網のネットワーク内で行われる運用と同じか、またはより広範な要件を有することが多い。伝統的に、石油化学発電は、重要なインフラストラクチャに電力を供給するために、北極サークル内または活発な戦争地帯内などの遠隔運用において使用されてきた。しかし、処理された石油化学物質を発電所に供給するための物流供給ラインは、可搬型またはその他の方法では、悪天候、政治的制限のシフト、および劣悪な軍事力による封鎖によって容易に混乱する可能性がある。風力タービンおよびソーラーパネルなどの自然エネルギー源は、国境での保護主義的行動の影響を受けないが、依然として曇天の天候および風胴の影響を受けやすい。１０年間以上にわたって一貫して動作するように設計された自己完結型燃料供給を有する原子力展開（ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｄｅｐｌｏｙｍｅｎｔｓ）は、電力供給を中断する、変わりやすい、または確定的な外力に対する解決手段である。
【0004】
[0004]原子力展開は、従来、本質的に極めて固定されており、大規模なコンクリート工事が注がれ、完成した構造物は定位置に固定される。これらの固定構造物は、動力ニーズの移動式コアによる運用には適していない。従来の発電所から移動採鉱作業または軍事部門に電力を送るには、電線を敷設することを必要とし、他の固定位置電源と同じ問題に悩まされる。さらに、従来の原子力展開は、廃炉および移動に数年を要する可能性がある。多くの遠隔環境では、この長い遅滞期は、一時的な堅牢な電力を提供するには許容できない負担である。
【0005】
[0005]モジュール式の輸送可能な核発電機は、参照によりその全体が本明細書に組み込まれる、「Ｍｏｄｕｌａｒ Ｔｒａｎｓｐｏｒｔａｂｌｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｇｅｎｅｒａｔｏｒ」と題する、２０１９年３月１２日に発行された米国特許第１０，２２９，７５７号明細書に説明されている。残念なことに、原子力発電機の輸送は、通常、生物および公衆への核放射線の放射線量リスクを最小限に抑えるために、輸送前に長時間待機する必要がある。
【発明の概要】
【0006】
[0006]したがって、原子炉輸送システムおよび輸送可能な原子炉システムにはさらなる改善の余地がある。原子炉１０７のより迅速な輸送を可能にするために、構造材料の活性化を防止して公衆への放射線量リスクを低減し、輸送のタイムテーブルを加速する移動式原子炉放射線遮蔽手段（ｍｏｂｉｌｅ ｒｅａｃｔｏｒ ｒａｄｉａｔｉｏｎ ｓｈｉｅｌｄｉｎｇ ｓｏｌｕｔｉｏｎ）が、本明細書に説明される。遮蔽手段は、移動式原子炉１０７の遮蔽ニーズに対処する。具体的には、遮蔽手段は、動作、運転停止、および輸送中に必要な遮蔽を提供する。動作中の遮蔽は、構造材料の活性化を低減し、オペレータへの放射線量を最小限に抑えるという２つの側面に対処する必要がある。運転停止および輸送中、遮蔽は、原子炉を輸送する人員および輸送中に原子炉に近い可能性がある公衆への放射線量を最小化することに焦点を合わせる。さらに、輸送を可能にするために、遮蔽の質量が最小化される。
【0007】
[0007]本明細書に開示する輸送可能な原子炉技術を実装する原子炉システム１００は、原子力システムの可搬性を高める。他の可搬型電力システムまたは他の原子力システムとは対照的に、輸送可能な原子炉技術は、可搬型原子炉１０７を安全に輸送することを可能にする。例えば、原子炉１０７は、人口密集地域を安全に通るセミトラックによって輸送することができる。原子炉到着から７２時間以内に自力起動を実施し、原子炉の運転停止から７日以内に安全に除去することができる。輸送可能な原子炉技術は、バランスオブプラント（ＢＯＰ）モジュール１７０を核熱供給（ＮＨＳ）モジュール１５０から分離するプラグアンドプレイ設計を可能にし、ＢＯＰモジュール１７０およびＮＨＳモジュール１５０が陸上車両５０１、輸送航空機５０２、または船舶５０３によって輸送可能であることを可能にするのに十分に質量効率を改善する。
【0008】
[0008]一例では、原子炉システム１００は、核熱供給（ＮＨＳ）モジュール１５０を含む。ＮＨＳモジュール１５０は、原子炉コンテナ１５１を含む。原子炉コンテナ１５１は、原子炉キャビティ１５２を含む。ＮＨＳモジュール１５０は、原子炉コンテナ１５２内に圧力容器１６０をさらに含む。圧力容器１６０は、内壁１６１を含む。ＮＨＳモジュール１５０は、圧力容器１６０内に配置された原子炉コア１０１をさらに含む。原子炉コア１０１は、複数の燃料要素１０４Ａ～Ｎと、少なくとも１つの減速体要素１０３Ａとを含む。ＮＨＳモジュール１５０は、原子炉コア１０１を取り囲むように圧力容器１６０の内壁１６１に配置された容器内中性子シールド１５３をさらに含む。ＮＨＳモジュール１５０は、圧力容器１６０の内側に容器内シャドウシールド１５４をさらに含む。ＮＨＳモジュール１５０は、第１の減速流体１５９Ａを含むための原子炉キャビティ１５２内のＴＳチャンバ１５６を含む、原子炉コンテナ１５１内および圧力容器１６０の外側の輸送シールド（ＴＳ）１５５をさらに含む。ＮＨＳモジュール１５０は、第２の減速流体１５９Ｂを含むための原子炉キャビティ１５２内のＭＳＳチャンバ１５８を含む、原子炉コンテナ１５１内および圧力容器１６０の外側のモジュールシャドウシールド（ＭＳＳ）１５７をさらに含む。
【0009】
[0009]第２の例では、原子炉展開方法４００は、原子炉コア１０１を含む核熱供給（ＮＨＳ）モジュール１５０を第１の位置から第２の位置に輸送するステップを含む。原子炉展開方法４００は、ＮＨＳモジュール１５０を第２の位置の地面に結合するステップをさらに含む。原子炉展開方法４００は、ＮＨＳモジュール１５０を第１の位置から輸送した後、第１の減速流体１５９Ａで輸送シールド（ＴＳ）チャンバ１５６を実質的に充填するステップをさらに含む。原子炉展開方法４００は、第１の減速流体１５９ＡでＴＳチャンバ１５６を実質的に充填した後、原子炉コア１０１の中性子束を臨界レベルまで増加させるステップをさらに含む。
【0010】
[0010]第３の例では、原子炉遮蔽方法５００は、第１の減速流体１５９Ａで原子炉システム１００の核熱供給（ＮＨＳ）モジュール１５０の輸送シールドチャンバ１５６を実質的に充填するステップを含む。ＮＨＳモジュール１５０は、原子炉コア１０１を含む。原子炉遮蔽方法５００は、ＮＨＳモジュール１５０を第１の位置から第２の位置に輸送するステップをさらに含む。原子炉遮蔽方法５００は、輸送シールドチャンバ１５６から第１の減速流体１５９Ａを実質的に排出するステップをさらに含む。
【0011】
[0011]例のさらなる目的、利点および新規な特徴は、以下の説明に部分的に記載され、以下およ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、または例の製造もしくは動作によって習得され得る。本主題の目的および利点は、添付の特許請求の範囲において特に指摘される方法、手段および組み合わせによって実現および達成され得る。
【0012】
[0012]図は、限定ではなく例としてのみ、１つまたは複数の実装形態を示す。図において、同様の参照番号は、同じまたは同様の要素を指す。
【図面の簡単な説明】
【0013】
【図1A】核熱供給モジュールを示し、（１）容器内中性子シールド、（２）容器内シャドウシールド、（３）輸送シールド、および（４）モジュールシャドウシールドを含む遮蔽手段を実施する原子炉システムの断面図である。
【図1C】原子炉コア、容器内中性子シールド、輸送シールド、および原子炉コンテナを示す核熱供給モジュールの断面図である。
【図1D】原子炉コアによって放出されたときの、容器内シャドウシールド保護アーク、モジュールシャドウシールド保護アーク、ならびに複数の放射線粒子および経路を示す図である。
【図4】原子炉展開方法のフローチャートである。
【図5A】原子炉システムがパッケージ状態にあり、陸上車両に搭載され、航空機に搭載されるように準備されている原子炉遮蔽方法のステップの概略図である。
【図5B】放射線に生物が曝露されるリスクを軽減するための原子炉遮蔽方法のフローチャートである。
【図6】原子炉システムの様々な構成要素の予測または推定重量を含む重量の表である。
【図7】水のみを使用して輸送シールドチャンバを充填する場合と比較した、硝酸鉛飽和水を使用して輸送シールドチャンバを充填する場合のＮＨＳモジュールの異なる位置で受けた光子線量のヒートマップである。
【図8】硝酸鉛飽和が輸送シールドチャンバを充填するために使用される場合にＮＨＳモジュールの異なる位置で受けた光子線量のヒートマップである。
【発明を実施するための形態】
【0014】
[0027]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、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、および／または回路は、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。
【0015】
[0028]本明細書で使用する「結合された」という用語は、任意の論理的または物理的接続を指す。別段の記載がない限り、結合された要素または装置は、必ずしも互いに直接接続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。本明細書で使用される「流体連通」という用語は、液体または気体などの物質が流れることができることを意味する。それぞれの放射線粒子１９２Ａ～Ｉに言及するときに本明細書で使用する「ブロック」、「ブロックする」、「ブロックされた」、または「ブロックしている」という用語は、それぞれの放射線粒子１９２Ａ～Ｉを吸収、反射、偏向、または減速することを意味する。
【0016】
[0029]本明細書で使用する「実質的に充填している」という用語は、５０～１００％を占めていることを意味する。本明細書で使用する「実質的に充填する」という用語は、５０～１００％を占めることを意味する。本明細書で使用する「実質的に充填される」という用語は、５０～１００％占められることを意味する。本明細書で使用する「実質的に排出する」という用語は、９０から１００％空にすることを意味する。本明細書で使用する「実質的に排出される」という用語は、９０から１００％空にされることを意味する。
【0017】
[0030]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する任意のおよび全ての測定値、値、定格、位置、大きさ、サイズ、角度、および他の仕様は、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およ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％程度または±１０％程度変動し得る。「およそ」という用語は、パラメータ値などが記載量から±１０％まで変動することを意味する。
【0018】
[0031]図のいずれかに示すような、原子炉システム１００、原子炉１０７、原子炉コア１０１、核熱供給モジュール１５０、バランスオブプラントモジュール１７０、関連する構成要素、および／または原子炉コア１０１、燃料要素１０４Ａ～Ｎ、制御ドラム１１５Ａ～Ｎ、容器内中性子シールド１５３、容器内シャドウシールド１５４、輸送シールド１５５、もしくはモジュールシャドウシールド１５７を組み込んだ任意の原子炉システム１００の向きは、例示および説明の目的のために、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、構成要素は、原子炉システム１００の特定の用途に適した任意の他の方向、例えば直立、側方、または任意の他の向きに向けられてもよい。また、本明細書で使用する範囲で、横方向、長手方向、上、下、上側、下側、上部、底部、および側部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するように構築された任意の原子炉システム１００または原子炉システム１００の構成要素の方向または向きに関して限定するものではない。
【0019】
[0032]本明細書で開示する輸送可能な原子炉技術は、原子力システム１００の可搬性を実質的に高めて、展開および解体の速度を改善し、発電安定性を改善し、動作中の燃料供給依存性を低減する。原子力システム１００の成功の鍵は、放射線遮蔽への新規なアプローチである。従来の遮蔽は、原子炉コア１０１の周りに重い放射線防護障壁を構築することを中心としているが、原子炉システム１００は、構造材料の活性化を最小限に抑え、動作中に遮蔽するために現場材料およびリソースを使用することに焦点を合わせた多層放射線戦略を使用することに焦点を合わせている。その結果、軽量であり、例えば、運転停止後１０日未満で移動可能な原子炉システム１００が得られる。
【0020】
[0033]具体的には、遮蔽手段は、動作、運転停止、および輸送中に必要な遮蔽を提供する。動作中の遮蔽は、構造材料の活性化を低減し、オペレータへの放射線量を最小限に抑えるという２つの側面に対処する必要がある。運転停止および輸送中、遮蔽は、原子炉を輸送する人員および輸送中に原子炉１０７に近い可能性がある公衆への放射線量を最小化することに焦点が合わせられる。追加の要件は、輸送を可能にするために遮蔽の質量を最小にしなければならないことである。
【0021】
[0034]移動式原子炉システム１００の放射線遮蔽手段は、核熱供給（ＮＨＳ）モジュール１５０に統合される４つのシールド、すなわち、（１）容器内中性子シールド１５３、（２）容器内シャドウシールド１５４、（３）輸送シールド（ＴＳ）１５５、および（４）モジュールシャドウシールド（ＭＳＳ）１５７からなる。容器内中性子シールド１５３は、原子炉コア１０１を離れる中性子フルエンスを低減することによって、圧力容器１６０および周囲の構造物の活性化を低減する。容器内シャドウシールド１５４は、放射線作業者が定められた線量限界未満のままでありながら、ＮＨＳモジュール１５０の一方の側に接近して輸送の準備をすることを可能にする。輸送シールド１５５は、ＮＨＳモジュール１５０の原子炉キャビティ１５２を実質的に充填する第１の減速流体１５９Ａ、例えばＴＳチャンバ１５６を実質的に充填する水素含有液体（水など）を含むことができる。輸送シールド１５５は、ＮＨＳモジュール１５０が公共エリアを通って陸上で輸送され、公共の線量限界未満のままであることを可能にするために、原子炉１０７の運転停止後に実装されてもよい。輸送シールド１５５の第１の減速流体１５９Ａは、ＮＨＳモジュール１５０が輸送のために航空機５０２に搭載される前に排出することができる。モジュールシャドウシールド１５７は、原子炉１０７の入口／出口の反対側のＮＨＳモジュール１５０内に置いて、バランスオブプラントモジュール１７０をＮＨＳモジュール１５０により近接して置き、ベース人員がアクセスすることを可能にすることができる。モジュールシャドウシールド１５７は、輸送中に空のＭＳＳチャンバ１５８を含むことができ、そのＭＳＳチャンバは、設置中、水または設置中の他のオンサイト材料などの第２の減速流体１５９Ｂで実質的に充填される。水はＭＳＳチャンバ１５８内の全ての空隙を容易に充填するので、モジュールシャドウシールド１５７は、水で充填することができる。
【0022】
[0035]ＮＨＳモジュール１５０内に統合された４つのシールドは、４つの要素、すなわち（１）容器内中性子シールド１５３、（２）容器内シャドウシールド１５４、（３）輸送シールド（ＴＳ）１５５、および（４）モジュールシャドウシールド（ＭＳＳ）１５７からそれ自体が構成される遮蔽手段を備える。本明細書に記載の遮蔽手段は、地上および宇宙の両方の原子炉システム１００に適用可能である。原子炉システム１００の遮蔽、質量、体積、および動作要件を満たすために、４つの構成要素全てを一緒に、個別に、または異なる組み合わせで適用することができる。この遮蔽手段は、任意の移動式原子炉１０７のためのベースラインの遮蔽手段であることができる。
【0023】
[0036]輸送可能な原子炉技術は、完全にセラミックマイクロカプセル化された（ＦＣＭ（商標））ＴＲＩＳＯベース燃料、および炭化ケイ素を使用したセラミック導電性の「外装」コアを利用することができる。どちらの場合も、完全密度の構造炭化ケイ素は、高温ガス冷却式原子炉で従来使用されているグラファイトと置き換わることができ、強度、外部の危険に対する耐性、および放射能保持の改善をもたらす。原子炉システム１００の展開は、遠隔拠点の迅速な展開を容易にし、一時拠点の移動性を大幅に向上させ、拠点の再供給に関連する潜在的な損傷および他のリスクを劇的に低減する。
【0024】
[0037]ここで、添付の図面に示し、以下で説明する例を詳細に参照する。図１Ａは、核熱供給（ＮＨＳ）モジュール１５０を示し、遮蔽手段を実施する原子炉システム１００の切断図である。遮蔽手段は、（１）容器内中性子シールド１５３と、（２）容器内シャドウシールド１５４と、（３）輸送シールド１５５と、（４）モジュールシャドウシールド１５７とを含む。ＮＨＳモジュール１５０は、原子炉コンテナ１５１を含む。この例におけるこの原子炉コンテナ１５１は、ＣＯＮＥＸまたはＩＳＯボックスの形式の発送コンテナである。原子炉コンテナ１５１は、約２０フィートの長さであることができ、安全かつ安定した方法で原子炉１０７を取り付けて収容するように構成される。原子炉コンテナ１５１内の空隙空間は、原子炉１０７が内部に存在する原子炉キャビティ１５２（例えば、内部容積）を形成する。原子炉キャビティ１５２内には、輸送シールド（ＴＳ）チャンバ１５６（例えば、第１のチャンバ）がある。ＴＳチャンバ１５６は、原子炉コンテナ１５１が水密であるため、または原子炉キャビティ１５２の内部のシーラントまたはエンベロープがＴＳチャンバ１５６を水密にするため、第１の減速流体１５９Ａで実質的に充填された後、流体に対して不透過性（例えば、水密）であることができる。原子炉コンテナ１５１または原子炉コンテナ１５１のサブチャンバは、第１の減速流体１５９Ａを収容できる必要がある。いくつかの例における原子炉キャビティ１５２は、原子炉キャビティ１５２を細分するためのさらなる隔壁または容積が原子炉キャビティ１５２内に存在しない場合、それ自体がＴＳチャンバ１５６であってもよい。
【0025】
[0038]ほとんどの状況では、ＴＳチャンバ１５６の形状および体積は、原子炉キャビティ１５２の寸法に適合し、これは、ＴＳチャンバ１５６が、直角四角柱のような形状であるか、または原子炉コンテナ１５１がカプセルのような形状である場合には丸みを帯びた形状であり得ることを意味する。しかし、いくつかの実施形態では、ＴＳチャンバ１５６は、原子炉１０７の寸法に適合することができ、これは、ＴＳチャンバ１５６が、原子炉１０７の直径よりも大きいが、原子炉コンテナ１５１の幅または高さ以下の直径を有するカプセルのように一般的に成形されることを意味する。
【0026】
[0039]原子炉コンテナ１５１は、ＣＯＮＥＸまたはＩＳＯボックスの形式で従来の任意の手段によって輸送または貯蔵コンテナに輸送されるように設計されており、ＣＯＮＥＸまたはＩＳＯボックスは、典型的には、物品を保管または輸送するために使用される大きな金属製の耐候性コンテナである。原子炉コンテナ１５１は、セミトレーラトラックもしくは列車のような陸上車両５０１のトラックベッド、トレーラ、もしくは鉄道車両、Ｌｏｃｋｈｅｅｄ Ｈｅｒｃｕｌｅｓ（商標）Ｃ－１００もしくはＣ－１３０（商標）などの航空機５０２上、または船などの船舶５０３上に置くことができる。原子炉１０７は、原子炉コンテナ１５１内に取り付けられ、予想される衝撃、落下、温度変化、圧力変化、湿度、およびＣＯＮＥＸまたはＩＳＯボックスの内容物が耐えると予想される任意の他の典型的な環境影響に耐えるように設計される。さらに、軍事環境にある原子炉１０７は、いかなる商用電力システムよりも高い事故確率を経験し得る。ターゲットとしてのＮＨＳモジュール１５０の魅力および輸送中の事故の可能性により、原子炉１０７の弾力性および安全性が最も重要になる。したがって、原子炉１０７は、大きな材料温度マージン、強い負の反応性フィードバック、およびほぼ完全な核分裂生成物の保持を有する。
【0027】
[0040]原子炉コンテナ１５１内の原子炉キャビティ１５２内には、モジュールシャドウシールド（ＭＳＳ）チャンバ１５８（例えば、第２のチャンバ）が、原子炉１０７の近くに取り付けられる。ＭＳＳチャンバ１５８もまた、第２の減速流体１５９Ｂで実質的に充填された後、流体に対して不透過性（例えば、水密）であることができる。実質的に充填された後、ＴＳチャンバ１５６およびＭＳＳチャンバ１５８の両方は、ＭＳＳチャンバ１５８とＴＳチャンバ１５６との間の流体連通を防止して、第１の減速流体１５９Ａおよび第２の減速流体１５９Ｂを互いに分離および隔離したままにすることができる。ＴＳチャンバ１５６およびＭＳＳチャンバ１５８が実質的に排出されているとき、ＴＳチャンバ１５６およびＭＳＳチャンバ１５８は、もはや流体に対して不透過性ではない。
【0028】
[0041]いくつかの例では、ＭＳＳチャンバ１５８は、図１Ａに示すように、原子炉コンテナ１５１の上部、底部、側部、および前部に直接接触する。これらの例では、ＴＳチャンバ１５６内の第１の減速流体１５９Ａは、ＭＳＳチャンバ１５８の周りを流れることができず、ＴＳチャンバ１５６とＭＳＳチャンバ１５８との間の共有壁までしか流れない。しかし、図１Ｂでは、ＭＳＳチャンバ１５８は、ＭＳＳチャンバ１５８と原子炉コンテナ１５１との間の全ての面に小さな隙間を有して示されている。これらの例では、図１Ｂのように、ＭＳＳチャンバ１５８は、技術的にはＴＳチャンバ１５６の内側にあってもよく、ＴＳチャンバ１５６内の第１の減速流体１５９Ａは、ＭＳＳチャンバ１５８の周りを流れてもよい。
【0029】
[0042]ＴＳチャンバ１５６およびＭＳＳチャンバ１５８は、減速流体１５９Ａ～Ｂを選択的に保持するために水密である。減速流体１５９Ａ～Ｂは、中性子束を減速させて、ＴＳチャンバ１５６およびＭＳＳチャンバ１５８内の高速中性子を減速させる能力に合わせて選択された流体である。単純な手法における減速流体１５９Ａ～Ｂは、水である。減速流体１５９Ａ～Ｂとして使用される水は、化学的に純粋な水である必要はなく、現場飲料水または未処理水を減速流体１５９Ａ～Ｂとして使用することができる。減速流体１５９Ａ～Ｂは、水、高い水素含有量を有する液体有機化合物とすることができ、中性子およびガンマ線遮蔽を増強するための添加剤を含むことができる。図７～図８は、水を使用すること、特に硝酸鉛で飽和した水を利用すること、および臭化亜鉛で飽和した水を利用することに対する改善を論じている。減速流体１５９Ａ～Ｂは、同じ流体であってもよく、すなわち、両方とも硝酸鉛で飽和した水であってもよい。あるいは、第１の減速流体１５９Ａは、第２の減速流体１５９Ｂとは異なる流体、例えば井戸水であってもよく、第２の減速流体１５９Ｂは、臭化亜鉛で飽和した水であってもよい。第１の減速流体１５９Ａは、飲料水のようなより利用可能で、あまり効率的でない減速流体であってもよく、第２の減速流体１５９Ｂは、金属で飽和した水であってもよく、これは、改善された減速効率と引き換えに、微粒子金属を現場で水と組み合わせるか、または金属で予め飽和した水を現場で持ち込むことを必要とする。様々な減速流体１５９Ａ～Ｂは、減速体として様々な効果を有する。水は、原子炉コア１０１内の核分裂生成物の崩壊中に生成されるガンマ線を遮蔽するのに十分に機能する多数の水素および酸素原子により、良好な減速流体として機能する。水に添加された金属は、高速中性子を吸収するか、または高速中性子を原子炉コンテナ１５１から離れるように導く。
【0030】
[0043]ＴＳチャンバ１５６が第１の減速流体１５９Ａで少なくとも実質的に充填されると、ＴＳチャンバ１５６内の第１の減速流体１５９Ａは、輸送シールド（ＴＳ）１５５を形成する。輸送シールド１５５は、第１の減速流体１５９Ａを含むため、原子炉１０７を取り囲み、輸送シールド１５５内および輸送シールド１５５の外側の中性子フルエンスを減少させる。輸送シールド１５５および第１の減速流体１５９Ａは、原子炉１０７内まで及んでいないことを留意されたい。原子炉１０７の内部とＴＳチャンバ１５６との間に流体連通はなく、第１の減速流体１５９Ａは、原子炉１０７内の中性子フルエンスを低減させない。
【0031】
[0044]輸送シールド１５５の目的は、主に、地上輸送中、または人口密集地域を移動するときに、原子炉１０７を安全に輸送することである。輸送シールド１５５は、輸送中、生物（例えば、人々）が複数の方向から原子炉１０７に接近しようとする場合に使用される。輸送シールド１５５は、ＴＳチャンバ１５６が減速流体１５９Ａで充填されている間、原子炉１０７の周りを歩く人間のオペレータ／作業者を安全にするように設計される。第１の減速流体１５９Ａは、動作中に除去することができ、地上輸送中に追加することができ、または人口密集地域を移動するときに追加することができる水素高密度液体であることができる。輸送シールド１５５の第１の減速流体１５９Ａは、その後、航空輸送のために航空機５０２に搭載される場合には除去され、地上に戻されると再装填することができる。実施に応じて、ＴＳチャンバ１５６は、原子炉１０７を起動するために、必ずしも第１の減速流体１５９Ａを実質的に排出する必要はない。しかし、浸漬型原子炉１０７は、機器が故障した場合に技術者がアクセスして維持することがより困難であるため、第１の減速流体１５９Ａは、無期限、またはアクティブな使用中に輸送シールド１５５内に残らないことが好ましい。
【0032】
[0045]ＭＳＳチャンバ１５８が第２の減速流体１５９Ｂで実質的に満たされると、ＭＳＳチャンバ１５８内の第２の減速流体１５９Ｂは、モジュールシャドウシールド１５７を形成する。モジュールシャドウシールド１５７は、さもなければモジュールシャドウシールド保護アーク１９１Ｂを通ってモジュールシャドウシールド１５７を通過するであろう、原子炉コア１０１からのモジュールシャドウシールド非保護アーク１９１Ａ内を移動する高速中性子をブロックするように設計されており、動作中に原子炉制御システム１７５の構成要素およびバランスオブプラントモジュール（ＢＯＰ）１７０を遮蔽する役割を果たす。モジュールシャドウシールド１５７のサイズ、形状、および位置は、モジュールシャドウシールド１５７が、図１Ｂでさらに論じるようにＢＯＰモジュール１７０を保護し、輸送のために原子炉１０７を準備する間に放射線作業者を遮蔽するように設計されるようなものである。モジュールシャドウシールド１５７は、モジュールシャドウシールド１５７のサイズを最小にしながらモジュールシャドウシールド保護アーク１９１Ｂを最大にするために、原子炉コア１０１の近くに置かれる。
【0033】
[0046]通常、モジュールシャドウシールド１５７は、原子炉１０７の輸送中は空であり、原子炉運転のために実質的に充填される。モジュールシャドウシールド１５７を充填するために、現場内の材料または別々に輸送される材料が使用される。いくつかの動作レジームでは、輸送シールド１５５は、原子炉システム１００の構造の中性子活性化を低減するために、動作中に実質的に充填され得る。
【0034】
[0047]原子炉１０７自体に移ると、原子炉１０７は、圧力容器１６０を有する。圧力容器１６０については、図１Ｃで論じる。圧力容器１６０の外部は、減速流体１５９Ａ～Ｂ（例えば、水またはより複雑な流体）に浸漬されたモジュール式原子炉が受ける腐食または酸化をさらに低減するために、コーティングで処理されてもよく、または特定の金属もしくは化学物質で鍛造または製造されてもよい。
【0035】
[0048]圧力容器１６０は、圧力容器内壁１６１を有し、その上に容器内中性子シールド１５３が取り付けられている。容器内中性子シールド１５３は、構造材料の活性化を低減および防止するという主な目的を果たす。容器内中性子シールド１５３は、活性化構造材料からのガンマ放出を遮蔽するための重い遮蔽の必要性を大幅に低減する。容器内中性子シールド１５３は、中性子減速体（金属水素化物、ポリエチレン、プラスチック、ベリリウム含有化合物、またはそれらの組み合わせなど）および特定の同位体または天然同位体組成が濃縮された中性子吸収材料（例えば、ホウ素、炭化ホウ素、ガドリニウム（Ｇｄ）、ユーロピウム、タングステン（Ｗ）、またはそれらの組み合わせ）を有する複合材料または多層材料であることができる。
【0036】
[0049]容器内中性子シールド１５３は、圧力容器１６０の内部圧力容器内壁１６１上にあり、容器内中性子シールド１５３は、連続材料、または圧力容器１６０の内部圧力容器内壁１６１を被覆するように組み立てられたより小さいモジュール構成要素の集まりのいずれかであることができる。容器内中性子シールド１５３は、中～高温材料で作られ、摂氏３００度を超える温度で動作する。容器内中性子シールド１５３は、別個の減速層および中性子吸収層を有することができ、中性子吸収材料、バルク材料を有することができ、または容器内中性子シールド１５３の動作温度を上昇させるために高温マトリックスにさらに埋め込むことができる。容器内中性子シールド１５３は、原子炉コア１０１を離れる中性子フルエンスを低減することによって、圧力容器１６０および原子炉コンテナ１５１またはＢＯＰモジュール１７０などの周囲構造の活性化を低減する。容器内中性子シールド１５３は、国際出願に記載された容器内シールド１０５のように実装することができる。参照によりその全体が本明細書に組み込まれる、２０２１年４月８日に国際公開第２０２１／０６７９０１号として公開された、「Ｉｎｔｅｇｒａｔｅｄ Ｉｎ－Ｖｅｓｓｅｌ Ｎｅｕｔｒｏｎ Ｓｈｉｅｌｄ」と題する、２０２０年１０月４日に出願されたＰＣＴ／ＵＳ２０２０／０５４１８８号。
【0037】
[0050]原子炉コア１０１とＭＳＳチャンバ１５８との間の容器内中性子シールド１５３の内部には、容器内シャドウシールド１５４がある。容器内シャドウシールド１５４は、原子炉１０７とＢＯＰモジュール１７０および原子炉制御システム１７５との間に中性子およびガンマ線遮蔽をもたらす。容器内シャドウシールド１５４は、容器内シャドウシールド保護アーク１９０Ｂを最大にしながら容器内シャドウシールド１５４のサイズを最小にするために、アクティブな原子炉コア１０１の近くに置かれる。容器内シャドウシールド１５４の目的は、原子炉１０７の輸送準備をする間、放射線作業者を遮蔽することである。
【0038】
[0051]容器内シャドウシールド１５４は、重金属で構成されており、高速中性子を遮断し、原子炉コア１０１から容器内シャドウシールド非保護アーク１９０Ａ内を進行するガンマ線からの遮蔽を提供するように設計され、さもなければ、このガンマ線は、容器内シャドウ保護アーク１９０Ｂ内で容器内シャドウシールド１５４を通過する。容器内シャドウシールド１５４のサイズ、形状、および位置は、容器内シャドウシールド１５４が、図１Ｂでさらに論じるＢＯＰモジュール１７０を保護するように設計されるようなものである。容器内シャドウシールド１５４は、容器内シャドウシールド保護アーク１９０Ｂを最大にしながら容器内シャドウシールド１５４のサイズを最小にするために、原子炉コア１０１の近くの圧力容器１６０内に置かれる。
【0039】
[0052]輸送シールド１５５および容器内中性子シールド１５３は、類似のシールドの対として考えることができ、モジュールシャドウシールド１５７および容器内シャドウシールド１５４は、類似のシールドの別の対として考えることができる。輸送シールド１５５（アクティブであり、第１の減速流体１５９Ａで充填されているとき）および容器内中性子シールド１５３は、原子炉コア１０１を完全に囲み、原子炉コア１０１をあらゆる方向に離れる高速中性子を減衰させようとする。モジュールシャドウシールド１５７（アクティブであり、第２の減速流体１５９Ｂで充填されているとき）および容器内シャドウシールド１５４は、モジュールシャドウシールド保護アーク１９１Ｂを確立し、原子炉コア１０１から延びる容器内シャドウシールド保護アーク１９０Ｂをさらに増強するために、原子炉コア１０１の同じ端部に、原子炉コア１０１に可能な限り近くに置かれる。「非保護アーク」は、原子炉コア１０１とそれぞれのシールド１５４、１５７との間の三次元空間を指し、この空間では、放射線はそれぞれのシールド１５４、１５７によって遮断されない。「保護アーク」は、その境界がそれぞれのシールド１５４、１５７との間にあり、それぞれのシールド１５４、１５７を超える三次元空間を指し、この三次元空間では、放射線は、それぞれのシールド１５４、１５７によって遮断される。モジュールシャドウシールド１５７、容器内シャドウシールド１５４、およびＢＯＰモジュール１７０は、ＢＯＰモジュール１７０がモジュールシャドウシールド１５７および容器内シャドウシールド１５４によって保護された保護アーク１９０Ａ、１９１Ａ内にあるように置かれる。
【0040】
[0053]同様に、輸送シールド１５５およびモジュールシャドウシールド１５７は、異なるタイプの類似のシールドの対として考えることができ、容器内中性子シールド１５３および容器内シャドウシールド１５４は、類似のシールドの別の対として考えることができる。輸送シールド１５５およびモジュールシャドウシールド１５７は、それらのそれぞれのチャンバ（ＴＳチャンバ１５６およびＭＳＳチャンバ１５８）を減速流体１５９Ａ～Ｂで充填することによって選択的に作動される。輸送シールド１５５およびモジュールシャドウシールド１５７は、減速流体１５９Ａ～Ｂによって減速する：この例では、ＴＳチャンバ１５６およびＭＳＳチャンバ１５８は、ステンレス鋼で作られ、ＴＳチャンバ１５６、ＭＳＳチャンバ１５８は、減速流体１５９Ａ～Ｂなしでわずかな減速効果を有する。ＴＳチャンバ１５６およびＭＳＳチャンバ１５８の代替金属は、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）またはＨａｙｎｅｓ（商標））、またはそれらの組み合わせを含む。他の例では、ＴＳチャンバ１５６およびＭＳＳチャンバ１５８は、固体減速材料で形成することができることに留意されたい。しかし、固体減速材料の重量および厚さの増加の結果、輸送チャンバ１５８およびＭＳＳチャンバ１５８自体の減速能力を改善するために許容できないトレードオフをもたらす可能性がある。輸送シールド１５５およびモジュールシャドウシールド１５７の流体選択性は、ＴＳチャンバ１５６またはＭＳＳチャンバ１５８が減速流体１５９Ａ～Ｂを実質的に排出するときにＮＨＳモジュール１５０が実質的な質量を落とすことを可能にし、ＴＳチャンバ１５６およびＭＳＳチャンバ１５８を超える領域における放射能の増加のトレードオフを伴う。
【0041】
[0054]比較すると、容器内中性子シールド１５３および容器内シャドウシールド１５４は永続的にアクティブであり、容器内中性子シールド１５３および容器内シャドウシールド１５４の容積を通過する、原子炉コア１０１を超える領域内の中性子束を常に減少させている。容器内中性子シールド１５３および容器内シャドウシールド１５４は、流体ではなく金属からなり、選択的に係合することができない。容器内中性子シールド１５３および容器内シャドウシールド１５４の質量は、ＮＨＳモジュール１５０内に常に存在する。
【0042】
[0055]図１Ｂは、核熱供給（ＮＨＳ）モジュール１５０およびＮＨＳモジュール１５０に接続されたバランスオブプラント（ＢＯＰ）モジュール１７０の両方を含む図１Ａの原子炉システム１００の等角図である。ここに示す原子炉システム１００は、ＮＨＳモジュール１５０およびＢＯＰモジュール１７０が分離されているが、ガスコネクタ管路１８０によって接続されている展開状態にある。原子炉１０７はここでもアクティブである。原子炉コア１０１は臨界状態であり、原子炉１０７は最適に熱を生成している。
【0043】
[0056]ＢＯＰモジュール１７０をＮＨＳモジュール１５０から分離することにより、ＢＯＰモジュール１７０およびＢＯＰモジュール１７０の人間のオペレータの放射線被曝を２通りに低減する。第１に、距離の増加により、高速中性子は、原子炉コンテナ１５１から逃げてＢＯＰモジュール１７０に向かうときに、減速または吸収されることが可能になる。第２に、容器内シャドウシールド１５４およびモジュールシャドウシールド１５７は、原子炉コア１０１から非保護アーク１９０Ｂ、１９１Ｂ内を進行する高速中性子を減速させる。容器内シャドウシールド１５４およびモジュールシャドウシールド１５７からＢＯＰモジュール１７０までの距離が、容器内シャドウシールド１５４およびモジュールシャドウシールド１５７から原子炉コア１０１までの固定距離に対して増加するにつれて、容器内シャドウシールド１５４およびモジュールシャドウシールド１５７によって保護される保護アーク１９０Ａ、１９１Ａはより大きくなり、ＢＯＰモジュール１７０ならびにＢＯＰモジュール１７０の近くに立つ人間のオペレータをより良好に保護する。
【0044】
[0057]原子炉１０７の圧力容器１６０はまた、原子炉コア１０１からの熱を１つの媒体から別の媒体（例えば、気体、液体、固体、またはそれらの組み合わせ）に交換する熱交換器１７１を含むように示されている。この例の熱交換器１７１は、容器内シャドウシールド１５４としても作用するが、これらの２つの構成要素は個別であってもよく、熱交換器１７１は、圧力容器１６０の、容器内シャドウシールド１５４と同じ側または部分にある必要はない。
【0045】
[0058]熱交換器１７１によって加熱されたガス（例えば、Ｈｅ）は、ＮＨＳモジュール１５０のガス循環器１７１によって、ガスコネクタ管路１８０を下ってＢＯＰモジュール１７０に向かって循環される。ＢＯＰモジュール１７０が高温ガスを利用し、それによってガスを冷却すると、ガス循環器１７２は、ガスをガスコネクタ管路１８０の残りの部分を通って熱交換器１７１まで循環させて戻し、熱交換器１７１によって再加熱し、再循環させる。この再循環は、原子炉１０７がアクティブである限り起こり、ＢＯＰモジュール１７０は高温ガスを受け入れるように構成される。
【0046】
[0059]ＢＯＰモジュール１７０もまた、原子炉コンテナ１５１と同様のＣＯＮＥＸまたはＩＳＯボックスまたはカプセルの形式の発送コンテナであるＢＯＰコンテナ１７７内にある。ＢＯＰコンテナ１７７もまた、原子炉コンテナ１５１のように、ＣＯＮＥＸまたはＩＳＯボックスの形式の発送コンテナに従来の任意の手段によって輸送されるように設計されている。しかし、この例では、ＢＯＰモジュール１７０が必要とするスペースが少ないため、ＢＯＰコンテナ１７７の長さは、わずか１０フィートである。すなわち、この例示的な原子炉システム１００がパッケージ状態にあり、ＮＨＳモジュール１５０およびＢＯＰモジュール１７０が一緒にパッケージされている場合、原子炉システム１００は３０フィートの長さである。ＮＨＳモジュール１５０は２０フィート、ＢＯＰモジュール１７０は１０フィートである。
【0047】
[0060]ＢＯＰモジュール１７０は、ガスコネクタ管路１８０からの高温ガス中の熱を同期電気に変換するように構成される。ＢＯＰモジュール１７０は、以下のようにこれを達成する：ターボ機械１７３は、熱交換インターフェース１７６を有し、高温ガスを取り込む。高温ガスは、ターボ機械１７３の圧縮機タービンに入り、圧縮機タービンは、ターボ機械１７３のシャフトによって機械的仕事出力を生成する。ターボ機械１７３のそのシャフトは、発電機１７４に結合されたギヤまたはベルトによって直接的または間接的に制御される。発電機１７４は、ターボ機械１７３の機械的仕事出力を同期交流電気出力に変換する。発電機１７４のその電気出力は、原子炉システム１００が動作する電気出力である。
【0048】
[0061]原子炉１０７ならびに制御棒１１５Ａ～Ｎ、熱交換器１７１、ガス循環器１７２、ターボ機械１７３、および発電機１７４などの内部構成要素は、計装器具を備えた原子炉制御システム１７５によって制御される。この例では、原子炉制御システム１７５は、ＢＯＰコンテナ１７７内に収容されているが、他の例では、原子炉制御システム１７５は、ＢＯＰコンテナ１７７から取り外して遠隔で操作することができる。
【0049】
[0062]図１Ｃは、ＮＨＳモジュール１５０の断面図であり、原子炉コア１０１、容器内中性子シールド１５３、および輸送シールド１５５を示している。原子炉コンテナ１５１および原子炉１０７を構成する構成要素の概要も示されている。前述したように、原子炉システム１００は、圧力容器１６０と、圧力容器１６０内に配置された原子炉コア１０１とを含む。圧力容器１６０は、ＴＳチャンバ１５６を実質的に充填する第１の減速流体１５９Ａを含む輸送シールド１５５によって囲まれている。ＴＳチャンバ１５６自体は、原子炉コンテナ１５１の原子炉キャビティ１５２内にある。
【0050】
[0063]原子炉コア１０１は、複数の燃料要素１０４Ａ～Ｎと、少なくとも１つの減速体要素１０３Ａとを含む。燃料要素１０４Ａは、自由中性子を放出し、原子炉システム１００の原子炉コア１０１内で熱エネルギーを生成するように設計される。図１Ｃの例では、減速体要素１０３Ａは、燃料要素１０４Ａと対になっており、原子炉コア１０１に熱エネルギーを生成させながら高速中性子を減速させるように設計される。原子炉システム１００は、圧力容器１６０内に長手方向に配置され、複数の燃料要素１０４Ａ～Ｎおよび少なくとも１つの減速体要素１０３Ａを横方向に囲んで原子炉コア１０１の反応性を制御する、複数の制御ドラム１１５Ａ～Ｎをさらに含む。制御ドラム１１５Ａ～Ｎの各々は、外面１６５の第１の部分１６６上の反射体材料１１６と、外面１６５の第２の部分１６７上の吸収体材料１１７とを含む。可燃性毒物は、緊急時に原子炉コア１０１を運転停止するために、複数の燃料要素１０４Ａ～Ｎおよび少なくとも１つの減速体要素１０３Ａ内に統合することができる。
【0051】
[0064]制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、他の原子炉システムの制御棒と同様に、原子炉コア１０１内の中性子集団および原子炉１０７出力レベルを調節する。原子炉コア１０１内の中性子束を増減させるために、制御ドラム１１５Ａ～Ｎが回転される。一方、制御棒は、原子炉コア１０１に挿入されるか、または原子炉コアから取り外される。制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、原子炉コア１０１の反応性を調整するために、挿入および取り外しの代わりに回転されるので、制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、恒久的に固定された長手方向位置を有する。すなわち、制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、原子炉コア１０１または圧力容器１６０の内外に移動しない。制御棒は、制御棒孔内の位置ずれまたは閉塞のために原子炉コア１０１に完全に挿入されないリスクがあり、好適には、制御ドラム１１５Ａ～Ｎの利用がそれらのリスクを低減する。それにもかかわらず、制御棒を利用することができる。この例では、図１Ａ～図１Ｂに示すような制御ドラム１１５Ａ～Ｎのヘッドは、モジュールシャドウシールド１５７から離れている。
【0052】
[0065]図１Ｃに示すように、制御ドラム１１５Ａの外面の第１の部分は、高弾性散乱中性子断面を有する材料で通常形成される反射体材料１１６を含む。反射体材料１１６が原子炉コア１０１に向かって内側に面すると、中性子束が増加し、それによって原子炉コア１０１の反応性および動作温度が上昇する。制御ドラム１１５Ａの外面の第２の部分は、中性子毒で形成することができる吸収体材料１１７を含む。中性子毒は、自由中性子を吸収するのに特に適した高吸収中性子断面積を有する同位体または分子である。吸収体材料１１７が原子炉コア１０１に向かって内側に面すると、中性子束が減少し、それによって原子炉コア１０１の反応性および動作温度が低下する。
【0053】
[0066]原子炉システム１００は、制御ドラム１１５Ａまたは複数の制御ドラム１１５Ａ～Ｎを選択的に回転させて、吸収体材料１１７を原子炉コア１０１の方に向けて中性子束および動作温度を低下させるか、または反射体材料１１６を原子炉コア１０１の方に向けて中性子束および動作温度を上昇させる。したがって、原子炉システム１００は、原子炉コア１０１の中性子束を選択的に増減させることができる。中性子束を迅速に減少させ、束減少状態を達成するために、原子炉システム１００は、制御ドラム１１５Ａを回転させて、制御ドラム１１５Ａの吸収体材料１１７を原子炉コア１０１の燃料要素１０４Ａ～Ｎに最大限に曝露し、それによってより多くの自由中性子を吸収し、中性子束を減少させることができる。中性子束を迅速に増加させ、束増加状態を達成するために、原子炉システム１００は、制御ドラム１１５Ａを回転させて、制御ドラム１１５Ａの反射体材料１１６を原子炉コア１０１の燃料要素１０４Ａ～Ｎに最大限に曝露し、それによってより多くの自由中性子を反射し、中性子束を増加させることができる。中間調整を行うため、または中性子束の連続レベルを維持するために、原子炉コア１００は、制御ドラム１１５Ａを回転させて、制御ドラム１１５Ａの吸収体材料１１７を原子炉コア１０１の燃料要素１０４Ａ～Ｎに部分的に曝露することができる。
【0054】
[0067]反射体材料１１６の部分的または完全な露出は、原子炉１０７を臨界状態に移行させることができ、持続的な臨界状態はアクティブ状態を誘発する。原子炉１０７がアクティブ状態にあるとき、原子炉１０７は、ＢＯＰモジュール１７０によって最適な量の熱、したがって電気、ならびに原子炉コア１０１から逃げ得る高レベルの自由中性子を生成している。この例では、原子炉１０７は、非アクティブ状態から完全アクティブ状態に達するまでに約３日を要する。
【0055】
[0068]吸収体材料１１７の部分的もしくは完全な曝露、または燃料要素１０４Ａ～Ｎの実質的に完全な消費は、原子炉１０７を亜臨界状態に移行させる。持続的な亜臨界状態は非アクティブ状態を誘発する。原子炉１０７が非アクティブ状態にあるとき、原子炉１０７は最小量の熱を生成しており、ＢＯＰモジュール１７０が非アクティブのＮＨＳモジュール１５０に結合されている場合は、ＢＯＰモジュール１７０によって電気を生成していない可能性が非常に高い。非アクティブ状態の原子炉１０７はまた、原子炉コア１０１から逃げ得る最小量の自由中性子を生成している。この例では、原子炉１０７は、アクティブ状態から完全に非アクティブ状態に達するまでに約７日を要する。原子炉１０７、したがってＮＨＳモジュール１５０が非アクティブ状態に達し、ＴＳチャンバ１５６が減速体流体１５９Ａで満たされることによって輸送シールド１５５が展開されると、ＮＨＳモジュール１５０は、輸送の準備が整う。
【0056】
[0069]原子炉コア１０１内の複数の燃料要素１０４Ａ～Ｎは、核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの核燃料タイルアレイ１１４として配置される。原子炉コア１０１は、複数の減速体要素１０３Ａ～Ｎを含む。原子炉コア１０１のそのような実装形態は、参照によりその全体が本明細書に組み込まれる、２０２１年４月８日に国際公開第２０２１／０６７９０３号として公開された「Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｒｅ Ａｒｃｈｉｔｅｃｔｕｒｅ ｗｉｔｈ Ｅｎｈａｎｃｅｄ Ｈｅａｔ Ｔｒａｎｓｆｅｒ ａｎｄ Ｓａｆｅｔｙ」と題する、２０２０年１０月４日に出願された国際出願第ＰＣＴ／ＵＳ２０２０／０５４１９０号明細書に説明されている。第２の例では、原子炉コア１０１は、参照によりその全体が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日に発行されたワシントン州シアトル所在のＵｌｔｒａ Ｓａｆｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎへの米国特許第１０，６４３，７５４号明細書の図３～図４および関連する本文に説明する原子炉コア１１０のように実装することができる。第２の例では、燃料要素１０４Ａ～Ｎは、燃料要素３１０Ａ～Ｎと同様に実装することができ、減速体要素１０３Ａ～Ｎは、米国特許第１０，６４３，７５４号明細書の図３～図４および関連する本文に説明するタイチューブ３２０Ａ～Ｎのように実装することができる。
【0057】
[0070]第３の例では、原子炉コア１０１は、参照によりその全体が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日に公開された、ワシントン州シアトルのＵｌｔｒａ Ｓａｆｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎへの米国特許出願公開第２０２０／００２７５８７号明細書の図２Ｃおよび関連する本文に説明する原子炉コア１０１のように実装することができる。第３の例では、燃料要素１０４Ａ～Ｎは、燃料要素１０２Ａ～Ｎと同様に実装することができ、減速体要素１０３Ａ～Ｎは、米国特許出願公開第２０２０／００２７５８７号明細書の図２Ｃおよび関連する本文に説明する複合減速体ブロックのように実装することができる。
【0058】
[0071]原子炉１０７は、圧力容器１６０の内部に配置された反射体１４０（例えば、外側反射体領域）を含む。反射体１４０は、複数の燃料要素１０４Ａ～Ｎおよび少なくとも１つの減速体要素１０３Ａを横方向に取り囲む複数の反射体ブロック１４１Ａ～Ｎを含む。
【0059】
[0072]原子炉１０７は、原子炉コア１０１を含み、原子炉コア内で、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。原子炉コア１０１内の中性子連鎖反応は重要である。それぞれの核分裂核からの単一の中性子が別の核の分裂をもたらす。この連鎖反応は制御されなければならない。制御された核分裂を維持することにより、原子炉システム１００は、熱エネルギーを生成する。例示的な実装形態では、原子炉システム１００は、ガス冷却式高温原子炉１０７として実装される。しかし、原子炉システム１００は、ヒートパイプ原子炉、溶融塩冷却原子炉、ヘリウム冷却原子炉、黒鉛減速原子炉、塩中燃料原子炉、超臨界ＣＯ２原子炉、（開放または閉鎖）ブレイトンサイクル原子炉、またはナトリウム冷却高速原子炉として実施することができる。特に、原子炉システム１００は、ガス冷却黒鉛減速原子炉、ガス冷却黒鉛減速原子炉よりも高い熱中性子束を有するフッ化物塩冷却高温原子炉、またはガス冷却黒鉛減速原子炉よりも速い中性子束を有するナトリウム高速原子炉で実施することができる。
【0060】
[0073]核燃料タイル１０４Ａ～Ｎとして示す燃料要素１０４Ａ～Ｎの各々は、核燃料を含む。核燃料は、高温マトリックスの内部に埋め込まれた三構造等方性（ＴＲＩＳＯ）燃料粒子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を含む。いくつかの実施態様では、核燃料は、高温マトリックスの内部に埋め込まれた二構造等方性（ＢＩＳＯ）燃料粒子からなる燃料コンパクトを含む。さらに別の実施態様では、核燃料は、ＴＲＩＺＯ燃料粒子として知られるＴＲＩＳＯの変形形態からなる燃料コンパクトを含む。ＴＲＩＺＯ燃料粒子は、ＴＲＩＳＯ燃料粒子の炭化ケイ素層を炭化ジルコニウム（ＺｒＣ）で置き換える。あるいは、ＴＲＩＺＯ燃料粒子は、ＴＲＩＳＯ燃料粒子の典型的なコーティングと、後でＴＲＩＳＯ燃料粒子の典型的なコーティングによって囲まれる、燃料核の周りの追加の薄いＺｒＣ層コーティングとを含む。高温マトリックスは、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、またはそれらの組み合わせを含む。ＴＲＩＳＯ燃料粒子の各々は、多孔質炭素バッファ層、内側熱分解炭素層、二元炭化物層（例えば、ＳｉＣのセラミック層または高融点金属炭化物層）、および外側熱分解炭素層によって囲まれた燃料核を含むことができる。ＴＲＩＳＯ燃料粒子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－ＺｒＢ２複合材、ＺｒＣ－ＺｒＢ２－ＳｉＣ複合材、また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。高温マトリックスは、ＴＲＩＳＯ燃料粒子の二元炭化物層と同じ材料で形成することができる。
【0061】
[0074]核燃料は、それ自体の中に核分裂生成物を保持し、核廃棄物を処分する緊急のニーズを低減する。コーティングされた燃料粒子はまた、市販の軽水原子炉燃料と比較して増殖リスクを低減する。
【0062】
[0075]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るＴＲＩＳＯ燃料粒子の説明は、ワシントン州シアトルのＵｌｔｒａ Ｓａｆｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎの次の特許および刊行物に提供されている：「Ｆｕｌｌｙ Ｃｅｒａｍｉｃ Ｎｕｃｌｅａｒ ｆｕｅｌ ａｎｄ Ｒｅｌａｔｅｄ Ｍｅｔｈｏｄｓ」と題する２０１６年３月２９日に発行された米国特許第９，２９９，４６４号明細書、「Ｆｕｌｌｙ Ｃｅｒａｍｉｃ Ｍｉｃｒｏ－ｅｎｃａｐｓｕｌａｔｅｄ（ＦＣＭ）ｆｕｅｌ ｆｏｒ ＣＡＮＤＵｓ ａｎｄ Ｏｔｈｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒｓ」と題する、２０１８年７月２４日に発行された米国特許第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日に発行された米国特許第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日に発行された米国特許第９，６２０，２４８号明細書および２０１９年１１月１２日に発行された米国特許第１０，４７５，５４３号明細書、「Ｃｏｍｐｏｓｉｔｅ Ｍｏｄｅｒａｔｏｒ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｓｙｓｔｅｍｓ」と題する２０２０年１月２３日に公開された、米国特許出願公開第２０２０／００２７５８７号明細書、および「Ｎｕｃｌｅａｒ Ｆｕｅｌ Ｐａｒｔｉｃｌｅ Ｈａｖｉｎｇ ａ Ｐｒｅｓｓｕｒｅ Ｖｅｓｓｅｌ Ｃｏｍｐｒｉｓｉｎｇ Ｌａｙｅｒｓ ｏｆ Ｐｙｒｏｌｙｔｉｃ Ｇｒａｐｈｉｔｅ ａｎｄ Ｓｉｌｉｃｏｎ Ｃａｒｂｉｄｅ」と題する２０２０年２月２５日に発行された米国特許第１０，５７３，４１６号明細書。これら文献の全体は、参照により本明細書に組み込まれる。これらのＵｌｔｒａ Ｓａｆｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎの特許に説明されているように、核燃料は、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の内側に埋め込まれたＴＲＩＳＯ燃料粒子からなる円筒形燃料コンパクトまたはペレットを含むことができる。円筒形状の核燃料コンパクトを形成するために炭化ジルコニウムマトリックス中に分散されるＴＲＩＳＯ、ＢＩＳＯ、またはＴＲＩＺＯ燃料粒子の説明は、参照によりその全体が本明細書に組み込まれる、「Ｐｒｏｃｅｓｓｉｎｇ Ｕｌｔｒａ Ｈｉｇｈ Ｔｅｍｐｅｒａｔｕｒｅ Ｚｉｒｃｏｎｉｕｍ Ｃａｒｂｉｄｅ Ｍｉｃｒｏｅｎｃａｐｓｕｌａｔｅｄ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｆｕｅｌ」と題する、２０２１年１月７日に公開された、ワシントン州シアトルのＵｌｔｒａ Ｓａｆｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎへの米国特許出願公開第２０２１／０００５３３５号明細書に提供されている。
【0063】
[0076]図示のように、原子炉コア１０１は、絶縁体要素１０２Ａ～Ｎの絶縁体要素アレイ１１２と、減速体要素１０３Ａ～Ｎの減速体要素アレイ１１３とを含む。絶縁体要素１０２Ａ～Ｎは、熱伝導率の低い高温の断熱材料で形成される。高温断熱材料は、低密度炭化物、金属炭化物、金属酸化物、また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、またはこれらの組み合わせを含む。減速体要素１０３Ａ～Ｎは、低温固相減速体で形成される。低温固相減速体は、ＭｇＨｘ、ＹＨｘ、ＺｒＨｘ、ＣａＨｘ、ＺｒＯｘ、ＣａＯｘ、ＢｅＯｘ、ＢｅＣｘ、Ｂｅ、濃縮炭化ホウ素、１１Ｂ４Ｃ、ＣｅＨｘ、ＬｉＨｘ、またはそれらの組み合わせを含む。
【0064】
[0077]この原子炉システム１００では、原子炉１０７は、複数の制御ドラム１１５Ａ～Ｎと反射体１４０とを含むことができる。制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、絶縁体要素１０２Ａ～Ｎの絶縁体要素アレイ１１２、減速体要素１０３Ａ～Ｎの減速体要素アレイ１１３、および核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの核燃料タイルアレイ１１４を横方向に取り囲んで、制御ドラム１１５Ａ～Ｎを回転させることによって原子炉コア１０１の反応性を変化させることができる。図示のように、制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、圧力容器１６０の周囲または周辺に存在し、原子炉コア１０１の絶縁体要素１０２Ａ～Ｎ、減速体要素１０３Ａ～Ｎ、および核燃料タイル１０４Ａ～Ｎの周りに円周方向に配置される。制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、反射体１４０の領域、例えば、原子炉コア１０１を直接取り囲む反射体ブロック１４１Ａ～Ｎで形成された外側反射体領域内に配置されて、動作中に中性子集団および炉出力レベルを選択的に調節することができる。例えば、制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、円筒形状であることができ、外面１６５の第１の部分上の反射体材料１１６（例えば、ベリリウム（Ｂｅ）、酸化ベリリウム（ＢｅＯ）、ＢｅＳｉＣ、ＢｅＭｇＯ、Ａｌ２Ｏ３など）と外面（例えば、外周）の第２の部分上の吸収体材料１１７の両方で形成することができる。
【0065】
[0078]反射体材料１１６および吸収体材料１１７は、制御ドラム１１５Ａ～Ｎの円筒形状の対向する両側、例えば外周の部分であることができる。反射体材料１１６は、円筒形また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、吸収体プレートまたは吸収体コーティングを含むことができる。吸収体プレートまたは吸収体コーティングは、反射体基板上に配置されて、各制御ドラム１１５Ａ～Ｎの円筒形状を形成する。例えば、吸収体プレートまたは吸収体コーティングは、反射体材料１１６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。反射体材料１１６が円筒形の切頭部分である場合、吸収体材料１１７は、切頭部分と相補的な本体形状であり、それによって円筒形状を形成する。
【0066】
[0079]制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、例えば丸みを帯びた、非球面、または球面などの連続面で形成されて円筒形または他の円錐面を形成して、双曲面、円錐、楕円体、放物面などの二次曲面を形成することができる。代替的または追加的に、制御ドラム１１５Ａ～Ｎは、（例えば、直方体または六角柱などの他の多面体を形成するために）複数の不連続面で形成することができる。本明細書で使用するとき、「不連続」とは、集合した面が、制御ドラム１１５Ａ～Ｎの丸い（例えば、円形または楕円形の）周囲である連続した外面１６５を形成しないことを意味する。図１Ｃでは、図示する外面は、丸みを帯びた連続面である。
【0067】
[0080]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、Ｂ４Ｃ）の原子炉コア１０１への近接度が変化して、中性子反射量が変化する。反射体材料１１６が原子炉コア１０１に向かって内側に面しており、吸収体材料１１７が外側に面しているとき、中性子は、原子炉コア１０１内に後方に散乱（反射）されて、原子炉コア１０１のより多くの分裂を引き起こし、反応性を高める。吸収体材料１１７が原子炉コア１０１に向かって内側に面しており、反射体材料１１６が外側に面しているとき、中性子が吸収され、さらなる分裂が停止されて、原子炉コア１０１の反応性を低下させる。
【0068】
[0081]例えば、外側反射体領域として示す中性子反射体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、ならびに制御ドラム１１５Ａ～Ｎの周りに配置された充填要素であることができる。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体で形成することができる。反射体１４０は、六角形または部分的に六角形の充填材要素を含むことができ、中性子減速体（例えば、酸化ベリリウム、ＢｅＯ）で形成することができる。必須ではないが、原子炉１０７は、原子炉コア１０１の絶縁体要素アレイ１１２、減速体要素アレイ１１３、核燃料タイルアレイ１１４、ならびに反射体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）のサブセットを囲んで、反射体１４０内に散在または配置することができる。
【0069】
[0082]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）またはＨａｙｎｅｓ（商標））、また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および原子炉システム１００は、減速体冷却剤通路１２１Ａ～Ｎを通って流れる減速体冷却剤、および燃料冷却剤通路１４２Ａ～Ｎを通って流れる推進剤（例えば、水素ガスまたは液体）などの別個の核燃料冷却剤を移送するシリンダ、配管、および貯蔵タンクを含む他の構成要素からなることができる。減速体冷却剤および核燃料冷却剤は、減速流体１５９Ａ～Ｂと流体連通していないガスまたは液体であることができる。
【0070】
[0083]図１Ｃの例では、原子炉システム１００は、減速体冷却剤が減速体冷却剤通路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が燃料冷却剤通路１４２Ａ～Ｎを通って流れることを可能にする。減速体冷却剤通路１２１Ａ～Ｎは、例えば、減速体冷却剤が原子炉コア１０１内を通過して専用の減速体冷却剤ループを介してヒートシンク（図示せず）に入ることを可能にする、チャネルまた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１４２Ａ～Ｎは、ＢＯＰモジュール１７０用のガスを加熱するために、核燃料冷却剤が原子炉コア１０１内を通って熱交換器１７１内またはその近くを通過することを可能にするチャネルまたは孔である。
【0071】
[0084]代替的な実施態様では、減速体要素１０３Ａ～Ｎと核燃料タイル１０４Ａ～Ｎとの間で共有される冷却剤は、減速体冷却剤通路１２１Ａ～Ｎおよび燃料冷却剤通路１４１Ａ～Ｎの両方を通って流され得る。代替的な実施態様では、複数の燃料要素１０４Ａ～Ｎを通って流れる冷却剤は、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（ＢｅＦ２）、ナトリウム、Ｈｅ、ＨｅＸｅ、ＣＯ２、ネオン、またはＨｅＮを含むことができる。共有冷却剤は、共有冷却剤が核燃料タイル１０４Ａ～Ｎ内で加熱される前に、減速体冷却剤通路１２１Ａ～Ｎを通って流れる。これにより、減速体要素１０３Ａ～Ｎが低温に保たれる。
【0072】
[0085]図１Ｄは、原子炉コア１０１によって放出されたときの、容器内シャドウシールド非保護アーク１９０Ａ、容器内シャドウシールド保護アーク１９０Ｂ、モジュールシャドウシールド非保護アーク１９１Ａ、モジュールシャドウシールド保護アーク１９１Ｂ、および複数の放射線粒子１９２Ａ～Ｉ、ならびに経路を示す。容器内シャドウシールド１５４によって形成される容器内シャドウシールド保護アーク１９０Ｂと、モジュールシャドウシールド１５７によって形成されるモジュールシャドウシールド保護アーク１９１Ｂとは完全に重なっていなくてもよい。したがって、原子炉コア１０１から発する個々の放射線粒子１９２Ａ～Ｉは、様々な経路に沿って遮断することができる。容器内中性子シールド１５３、容器内シャドウシールド１５４、輸送シールド１５５、およびモジュールシャドウシールド１５７は、様々な放射線粒子、特にアルファ、ベータ、およびガンマ粒子を遮断することができる。しかし、他の放射性粒子と比較して減速体を通って容易に進行する能力に起因して、また、減速体が存在する機器および人間の生命に対するリスクに起因して、容器内中性子シールド１５３、容器内シャドウシールド１５４、輸送シールド１５５、およびモジュールシャドウシールド１５７は、好ましくはガンマ粒子を遮断するように設計することができる。
【0073】
[0086]第１の放射線粒子１９２Ａは、容器内シャドウシールド１５４に衝突することができ、遮断される。第２の放射線粒子１９２Ｂは、容器内シャドウシールド１５４を通過し、容器内中性子シールド１５３に衝突することができ、ブロックされる。第３の放射線粒子１９２Ｃは、容器内シャドウシールド１５４および容器内中性子シールド１５３を通過し、輸送シールド１５５に衝突することができ、遮断される。第４の放射線粒子１９２Ｄは、容器内シャドウシールド１５４、容器内中性子シールド１５３、および輸送シールド１５５を通過し、モジュールシャドウシールド１５７に衝突することができ、遮断される。
【0074】
[0087]第５の放射線粒子１９２Ｅは、容器内中性子シールド１５３に直接衝突して停止することができる。第６の中性子粒子１９２Ｆは、容器内中性子シールド１５３を通過し、輸送シールド１５５に衝突することができ、遮断される。第７の放射線粒子１９２Ｇは、容器内中性子シールド１５３および輸送シールド１５５を通過し、モジュールシャドウシールド１５７に衝突することができ、遮断される。ＴＳチャンバ１５６がＭＳＳチャンバ１５８を取り囲む例では、第８の放射線粒子１９２Ｈは、容器内中性子シールド１５３、輸送シールド１５５を最初に、およびモジュールシャドウシールド１５７、輸送シールド１５５を２回目に衝突することができ、遮断される。ＴＳチャンバ１５６がＭＳＳチャンバ１５８を取り囲む別の例では、第９の放射線粒子１９２Ｉは、容器内シャドウシールド１５４、容器内中性子シールド１５３、輸送シールド１５５を最初に通過することができ、モジュールシャドウシールド１５７を通過し、輸送シールド１５５に２回目に衝突することができ、遮断される。
【0075】
[0088]したがって、図１Ａ～図１Ｄは、核熱供給（ＮＨＳ）モジュール１５０を含む原子炉システム１００を示す。ＮＨＳモジュールは、原子炉コンテナ１５１を含む。原子炉コンテナ１５１は、原子炉キャビティ１５２を含む。ＮＨＳモジュール１５０は、原子炉コンテナ１５２内に圧力容器１６０をさらに含む。圧力容器１６０は、内壁１６１を含む。ＮＨＳモジュール１５０は、圧力容器１６０内に配置された原子炉コア１０１をさらに含む。原子炉コア１０１は、複数の燃料要素１０４Ａ～Ｎと、少なくとも１つの減速体要素１０３Ａとを含む。ＮＨＳモジュール１５０は、原子炉コア１０１を取り囲むように圧力容器１６０の内壁１６１に配置された容器内中性子シールド１５３をさらに含む。ＮＨＳモジュール１５０は、圧力容器１６０の内側に容器内シャドウシールド１５４をさらに含む。ＮＨＳモジュール１５０は、第１の減速流体１５９Ａを含むための原子炉キャビティ１５２内のＴＳチャンバ１５６を含む、原子炉コンテナ１５１内および圧力容器１６０の外側の輸送シールド（ＴＳ）１５５をさらに含む。ＮＨＳモジュール１５０は、第２の減速流体１５９Ｂを含むための原子炉キャビティ１５２内のＭＳＳチャンバ１５８を含む、原子炉コンテナ１５１内および圧力容器１６０の外側のモジュールシャドウシールド（ＭＳＳ）１５７をさらに含む。
【0076】
[0089]輸送シールド１５５は、ＴＳチャンバ１５６を実質的に満たす第１の減速流体１５９Ａをさらに含む。モジュールシャドウシールド１５７は、ＭＳＳチャンバ１５８を実質的に充填する第２の減速流体１５９Ｂをさらに含む。ＮＨＳモジュール１５０は、中間熱交換器１７１およびガス循環器１７２をさらに含む。熱交換器１７１は、原子炉コア１０１に熱的に結合されている。輸送シールド１５５は、第１の減速流体１５９Ａをさらに含む。第１の減速流体１５９Ａは、ＴＳチャンバ１５６を実質的に充填する。
【0077】
[0090]ＮＨＳモジュール１５０は、アクティブ状態と非アクティブ状態とを含む。第１の例では、ＮＨＳモジュール１５０が非アクティブ状態にある間にＮＨＳモジュール１５０によって誘発されるＮＨＳモジュール１５０の外側のレントゲン当量（ｒｅｍ）は、毎時５０ｒｅｍ（ｒｅｍ／ｈｒ）未満である。第１の減速流体は、水（Ｈ２Ｏ）を含む。第２の例では、ＮＨＳモジュール１５０が非アクティブ状態にある間にＮＨＳモジュール１５０によって誘発されるＮＨＳモジュール１５０の外部のｒｅｍ線量は、毎時１０ｒｅｍ（ｒｅｍ／ｈｒ）未満である。第１の減速流体１５９Ａは、水（Ｈ２Ｏ）を含み、第１の減速流体１５９Ａは、約１．６３グラム／立方センチメートル（ｇ／ｃｃ）以上の濃度のＰｂ（ＮＯ３）２（硝酸鉛）を含む。第３の例では、ＮＨＳモジュール１５０が非アクティブ状態にある間にＮＨＳモジュール１５０によって誘発されるＮＨＳモジュール１５０の外側のｒｅｍ線量は、毎時０．５ｒｅｍ（ｒｅｍ／ｈｒ）未満である。第１の減速流体１５９Ａは、水（Ｈ２Ｏ）を含み、第１の減速流体１５９Ａは、約５グラム／立方センチメートル（ｇ／ｃｃ）以上の濃度のＺｎＢｒ２（臭化亜鉛）を含む。
【0078】
[0091]モジュールシャドウシールド１５７は、第２の減速流体１５９Ｂをさらに含む。第２の減速流体１５９Ｂは、ＭＳＳチャンバ１５８を実質的に充填する。複数の燃料要素１０４Ａ～Ｎは、複数の放射線粒子１９２Ａ～Ｉを放出する。容器内シャドウシールド１５４は、複数の放射線粒子１９２Ａ～Ｉの第１の放射線粒子１９２Ａを最初に遮断する。容器内シャドウ中性子シールド１５３は、容器内シャドウシールド１５４を通過した複数の放射線粒子１９２Ａ～Ｉの第２の放射線粒子１９２Ｂを遮断する。輸送シールド１５５は、容器内シャドウシールド１５４および容器内中性子シールド１５３を通過した複数の放射線粒子１９２Ａ～Ｉの第３の放射線粒子１９２Ｃを遮断する。モジュールシャドウシールド１５７は、容器内シャドウシールド１５４、容器内中性子シールド１５３、および輸送シールド１５５を通過した複数の放射線粒子１９２Ａ～Ｉの第４の放射線粒子１９２Ｄを遮断する。
【0079】
[0092]原子炉システム１００は、ＮＨＳモジュール１５０の外側に配置されたバランスオブプラント（ＢＯＰ）モジュール１７０をさらに含む。原子炉コンテナ１５１は、輸送シールド１５５、モジュールシャドウシールド１５７、圧力容器１６０、容器内シャドウシールド１５４、原子炉コア１０１、および容器内中性子シールド１５３を収容する。ＢＯＰモジュール１７０は、ターボ機械１７３と、発電機１７４と、原子炉制御システム１７５とを含む。第１の減速流体１５９Ａは、放射線粒子１９２Ｃを（例えば、放射線粒子１９２Ｃを吸収することによって）遮断して、放射線粒子１９２ＣがＢＯＰモジュール１７０まで進行するのを防ぐ。第２の減速流体１５９Ｂは、放射線粒子１９２Ｄを（例えば、放射線粒子１９２Ｄを吸収することによって）遮断して、放射線粒子１９２ＤがＢＯＰモジュール１７０まで進行するのを防ぐ。
【0080】
[0093]容器内シャドウシールド１５４、容器内中性子シールド１５３、第１の減速流体１５９Ａ、および第２の減速流体１５９Ｂは、１つまたは複数の中性子吸収材料を含む。容器内中性子シールド１５３は、中性子減速体および特定の同位体または天然同位体組成が濃縮された中性子吸収材料を有する複合材料または多層材料で形成される。第１の減速流体１５９Ａは、水素密度の高い液体を含む。第２の減速流体１５９Ｂは、水（Ｈ２Ｏ）を含む。中性子減速体は、金属水素化物、ポリエチレン、プラスチック、ベリリウム含有化合物、またはそれらの組み合わせを含む。中性子吸収材料は、ホウ素、炭化ホウ素、金属ホウ化物、ガドリニウム、ユーロピウム、タングステン、またはそれらの組み合わせを含む。容器内中性子シールド１５３は、２つ以上の中性子吸収材料で形成される。２つ以上の中性子吸収材料は、黒色に近い中性子吸収材料と、灰色吸収材料とを含む。
【0081】
[0094]図２は、図１Ｂの原子炉システム１００のブロック図であるが、補助供給モジュール２５０と個別の制御モジュール２７５とをさらに含む。ＮＨＳモジュール１５０は、図１Ａ～図１Ｄと同じであり、原子炉コア１０１が熱を生成し、熱は熱交換器１７１内で交換され、次いでガス循環器１７２によってＢＯＰモジュール１７０まで循環される。ＢＯＰモジュール２７０は、図１Ａ～図１ＤのＢＯＰモジュール１７０と同様であるが、原子炉制御システム１７５は、別個の制御モジュール２７０内に実装される。ＢＯＰモジュール２７０は、依然としてＮＨＳモジュール１７０から熱を受け取り、動力変換システム内のターボ機械１７３を使用して高温ガスエネルギーを機械的回転エネルギーに変換し、これにより発電機１７４を回転させて同期交流電気を生成する。このＮＨＳモジュール１５０は、動力変換のために熱交換器１７１を介して二次ループに結合されたヘリウム冷却原子炉１０７である。
【0082】
[0095]原子炉システム１００は、補助供給モジュール２５０を含む。この補助供給モジュール２５０は、ＮＨＳモジュール１５０が非アクティブ状態にあるときに稼働する。この補助供給モジュール２５０は、石油化学製品によって動力供給することができ、大型電池であることができ、または代替エネルギー源を使用することができる。補助供給モジュール２５０はまた、原子炉コア１０１からの残留熱を吸収するように設計することができる。補助供給モジュール２５０は、この残留熱を使用して、電気、機械的エネルギー、またはＮＨＳモジュール１５０のように高温ガスも生成することができる。あるいは、補助供給モジュール２５０は、単にＮＨＳモジュール１５０から熱または自由中性子を放出するのを支援し、所望の場合にＮＨＳモジュール１５０をアクティブ状態から非アクティブ状態にさらに迅速に移動させることができる。
【0083】
[0096]さらに、原子炉システム１００は、上記で論じた制御モジュール２７５を含む。制御モジュール２７５は、ＮＨＳモジュールおよびＢＯＰモジュールを制御することを目的とした原子炉制御システム１７５を組み込んでいる。さらに、制御モジュール２７５は、補助供給モジュール２５０を制御することができる。
【0084】
[0097]図３Ａは、ＢＯＰモジュール２７０がＮＨＳモジュール１５０から離れている、展開状態の図１Ｂの原子炉システム１００の等角図である。この展開状態では、ＮＨＳモジュール１５０からの距離が増大するため、人員は、ＢＯＰモジュール２７０とより安全に相互作用することができる。加熱ガスは依然として、ガスコネクタ管路１８０を介してＮＨＳモジュール１５０からＢＯＰモジュール２７０に移動することができる。展開状態にある原子炉システム１００の描写は全て、ＮＨＳモジュール１５０およびＢＯＰモジュール１７０、２７０を、軸方向に水平に、例えば地面に対して平坦または面一に向けて描写する。これらの軸方向水平方向は、物流および展開を改善し、地震の懸念を最小限に抑えることができる。しかし、ＮＨＳモジュール１５０は、任意の方向に向けることができ、地上にまたは地下に埋設することさえできる。地下に部分的にまたは完全に埋設されることにより、ＮＨＳモジュール１５０の近くで経験されるｒｅｍ線量を低減することができ、それらの人員に対する遮蔽要件または安全要件を低減することができる。埋没は、地中に埋没すること、コンクリートで固めること、および水中に沈むこととして理解されるべきである。ＮＨＳモジュール１５０はまた、建物内、地面上に、地面の上方に、または地下に置くことができる。ＮＨＳモジュール１５０を非常に高く置くこと、または地下の地下室内に置くこともまた、人員に対する遮蔽要件または安全要件を低減することができる。ＮＨＳモジュール１５０はまた、ＢＯＰモジュール１７０、２７０から任意の妥当な距離にあることができるが、ガスコネクタ管路１８０が長くなると、ガス循環器１７２がＮＨＳモジュール１５０からＢＯＰモジュール１７０、２７０に加熱ガスを送るときに、より多くの熱損失をもたらしやすくなる。
【0085】
[0098]図３Ｂは、ＢＯＰモジュール２７０がＮＨＳモジュール１５０に近接した状態の、パッケージ状態の図１Ｂの原子炉システムの等角図である。制御モジュール２７５は、ＢＯＰコンテナ１７７内で、ＢＯＰモジュール２７０と共にパックされる。このパッケージ状態では、原子炉システム１００は、輸送が容易であり、単一のセミトレーラトラックトレーラに収まる。原子炉システム１００は、この構成で動作することができる。しかし、これは、ＢＯＰモジュール２７０および原子炉システム１００を動作させる人員に過剰な放射線をかけ得る。例えば、容器内シャドウシールド保護アーク１９０Ｂおよびモジュールシャドウシールド保護アーク１９１Ｂが、ＢＯＰモジュール２７０および人員が立つであろうＢＯＰモジュールの周囲の直近領域を完全には覆わない場合がそうである。
【0086】
[0099]図４は、原子炉システム１００のための原子炉展開方法４００のフローチャートである。原子炉展開方法４００のステップ４０５、４１０、４１５、４２０および４２５は任意の順序で実行することができるが、提示された順序は、放射線曝露が懸念される原子炉システム１００の構成要素に十分に近い生物またはプラント人員にとって最も安全である可能性が高い。ステップの順序は、ＮＨＳモジュール１５０を取り付けるためにプラント人員を原子炉１０７の近くで密接して作業させる前に、最初に最も広いシールド（輸送シールド１５５）を確立し、次に特有のシールド（ＭＳＳ１５７）を確立する。
【0087】
[0100]ステップ４０５で開始して、原子炉展開方法４００は、第１の減速流体１５９Ａで核熱供給（ＮＨＳ）モジュール１５０の輸送シールド（ＴＳ）チャンバ１５６を実質的に充填するステップを含む。ＮＨＳモジュール１５０は、原子炉コア１０１を含む。ステップ４１０に移ると、原子炉展開方法４００は、ＮＨＳモジュール１５０を第１の位置から第２位置に輸送するステップをさらに含む。
【0088】
[0101]次にステップ４１５に進んで、原子炉展開方法４００は、ＮＨＳモジュールを輸送した後、第２の減速流体１５９ＢでＮＨＳモジュール１５０のモジュールシャドウシールド（ＭＳＳ）チャンバ１５８を実質的に充填するステップをさらに含む。ステップ４２０では、原子炉展開方法４００は、ＮＨＳモジュール１５０を第２の位置の地面に結合するステップをさらに含む。ＮＨＳモジュール１５０を地面に結合することは、ＮＨＳモジュール１５０を地面、構造もしくはプラットフォームに固定すること、またはＮＨＳモジュール１５０を地面に、地下に部分的もしくは完全に埋設することを意味することができる。ＮＨＳモジュール１５０を、地面に直接または間接的にそれ自体が固定または結合されている物体に固定することにより、ＮＨＳモジュール１５０は、地面に固定および結合される。ステップ４２５で終了すると、原子炉展開方法４００は、原子炉コア１０１の中性子束を臨界レベルまで増加させ、最終的に、バランスオブプラントモジュール１７０が発電するのに十分な熱を生成するステップをさらに含む。通常、原子炉コア１０１の中性子束を臨界レベルまで増加させるステップ４２５は、第２の減速流体１５９ＢでＭＳＳチャンバ１５８を実質的に充填するステップの後に行われる。
【0089】
[0102]図５Ａは、原子炉システム１００がパッケージ状態にあり、陸上車両５０１に搭載され、航空機５０２、または場合によっては船舶５０３に搭載されるように準備されている原子炉遮蔽方法５００のステップの概略図である。これまで論じたように、パッケージした原子炉システム１００をセミトレーラトラックトレーラに収めることができる。陸上車両５０１に載っているとき、原子炉システム１００は、非アクティブ状態にあり、輸送シールド１５５は、第１の減速流体１５９Ａで充填され、減速している。
【0090】
[0103]原子炉システム１００はまた、Ｌｏｃｋｈｅｅｄ Ｈｅｒｃｕｌｅｓ（商標）Ｃ－１００またはＣ－１３０（商標）などの航空機５０２内に収まることができる。しかし、特定の航空機５０２（およびいくつかの陸上車両５０１）のサイズおよび重量要件を満たすために、ＮＨＳモジュール１５０およびＢＯＰモジュール１７０を別々に分離して輸送する必要があり得る。次いで、それぞれの走行が完了すると、ＮＨＳモジュール１５０およびＢＯＰモジュール１７０は、それらの走行を継続させるためにパッケージ状態で、または電力供給を開始するために展開状態で再接合することができる。原子炉システム１００が、ＣＯＮＥＸまたはＩＳＯボックスの形式の発送コンテナの容積内に収まることができ、その安全公差を有するとき、原子炉システム１００は、コンテナ船のような船舶５０３によって収容することもできる。
【0091】
[0104]図５Ｂは、放射線に生物が曝露されるリスクを軽減するための原子炉遮蔽方法５００のフローチャートである。原子炉遮蔽方法５００のステップは任意の順序で実行することができるが、提示された順序は、放射線曝露が懸念される原子炉システム１００の構成要素に十分に近い生物またはプラント人員にとって最も安全である可能性が高い。概して、この原子炉遮蔽方法５００は、原子炉システム１００の非アクティブ化、トラック、次いで飛行機、次いで再びトラックによる移動、およびアクティブ化を網羅する。ステップ５０５で開始して、原子炉遮蔽方法５００は、核熱供給（ＮＨＳ）モジュール１５０を輸送する前に、ＮＨＳモジュール１５０の原子炉コア１０１の中性子束を亜臨界レベルまで低減するステップを含む。次に、ステップ５１０では、原子炉遮蔽方法５００は、原子炉コアの中性子束を亜臨界レベルまで減少させた後、原子炉コア１０１が非アクティブ状態に達するのを待機するステップを含む。この例では、７日以内に非アクティブ状態に達する。ステップ５１０は省略することができるが、輸送されたときにＮＨＳモジュール１５０は実質的により多くの放射線を放出し、より多くの予防措置を講じる必要がある。次にステップ５１５では、またはステップ５０５および５１０と同時に、原子炉遮蔽方法５００は、第１の減速流体１５９Ａで原子炉システム１００の核熱供給（ＮＨＳ）モジュール１５０の輸送シールド（ＴＳ）チャンバ１５６を実質的に充填するステップを含む。上記で留意したように、原子炉システム１００は、原子炉コア１０１を含む。
【0092】
[0105]ステップ５２０に移ると、ＢＯＰモジュール１７０の重量によって、原子炉システム１００が陸上車両５０１、航空機５０２、もしくは船舶５０３の重量能力限界を超える場合、または安全上もしくは効率的な物流上の理由から、原子炉遮蔽方法５００は、原子炉コア１０１の中性子束を亜臨界レベルまで低減した後、バランスオブプラント（ＢＯＰ）モジュール１７０をＮＨＳモジュール１５０から結合解除するステップを含むことができる。ステップ５２０では、例えば、陸上車両５０１の重量容量の問題のために、ＢＯＰモジュール１７０をＮＨＳモジュール１５０から分離する必要があると仮定する。あるいは、ステップ５２０は、ステップ５２５の後ではあるが、ＮＨＳモジュール１５０を第２のトリップで第２の位置から第３の位置に空輸する前に行うことができる。
【0093】
[0106]ステップ５２５に進んで、原子炉遮蔽方法５００は、ＮＨＳモジュール１５０を第１の位置から第２の位置に輸送するステップを含む。ＮＨＳモジュール１５０を第１の位置から第２の位置に輸送するステップ５２５は、陸上車両５０１、航空機５０２、または船舶５０３による第１のトリップでＮＨＳモジュール１５０を第１の位置から第２の位置に輸送するステップを含むことができる。例えば、ＮＨＳモジュール１５０および／またはバランスオブプラント（ＢＯＰ）モジュール１７０は、陸上車両５０１、航空機５０２、または船舶５０３に搭載することができ、最初のトリップで第１の位置から第２の位置に輸送することができる。ステップ５２５の前、ＢＯＰモジュール１７０がＮＨＳモジュール１５０とは別個に輸送されていない限り、原子炉システム１００は、パッケージ状態に置かれる。原子炉システム１００が陸上または海上を１回だけ移動する例では、ステップ５４５までスキップすることができる。原子炉システム１００が陸上または海上を１回だけ移動し、ＢＯＰモジュール１７０がＮＨＳモジュール１５０と共に輸送される例では、ステップ５４５までスキップすることができ、ステップ５５０は省略することができる。
【0094】
[0107]次に任意選択のステップ５３０に進んで、第１の減速流体１５９Ａの重量によって原子炉システム１００が第２の航空機の重量能力限界を超える場合、原子炉遮蔽方法５００は、ＮＨＳモジュール１５０を輸送する（例えば、空輸する）前にＴＳチャンバ１５６から第１の減速流体１５９Ａを実質的に排出する工程を含むことができる。ステップ５３０は任意選択であり、重量容量が問題でない場合、第１の減速流体１５９Ａは、ＴＳチャンバ１５６から実質的に排出されない。ステップ５２０は、輸送シールド１５５がＮＨＳモジュール１５０をＢＯＰモジュール１７０から結合解除する人員を保護するので、ステップ５３０の前に行われることが好ましい。
【0095】
[0108]ステップ５３５では、原子炉遮蔽方法５００は、ＮＨＳモジュール１５０を第２のトリップで第２の位置から第３の位置に輸送するステップを含む。通常、ＮＨＳモジュール１５０をフライト中に第２位置から第３位置に空輸する前に、原子炉遮蔽方法５００は、ＮＨＳモジュール１７０からバランスオブプラントモジュール１７０を結合解除するステップ５２０を実施する。例えば、ステップ５３５は、例えば航空機５０２によるフライトの第２のトリップで、ＮＨＳモジュール１５０を第２の位置から第３の位置に空輸する工程を含むことができる。第２の航空機（第１の航空機、車両５０１、または船舶５０３よりも潜在的に低い重量容量を有する）、またはステップ５３５の前もしくは後に同じ航空機５０２を使用して、原子炉遮蔽方法５００のステップ５４０は、例えば、航空機５０２による別のフライトで、ＢＯＰモジュール１７０を第２の位置から第３の位置に輸送する（例えば空輸する）工程を含むことができる。ＮＨＳモジュール１５０フライトが着陸すると、ステップ５４５を行うことができるが、オプションのステップ５３０が行われた場合、オプションのステップ５４１が行われる。
【0096】
[0109]任意選択のステップ５４１では、原子炉遮蔽方法５００は、例えばＮＨＳモジュール１５０を輸送（例えば、空輸）した後に、第１の減速流体１５９ＡでＴＳチャンバを実質的に充填するステップを含む。ステップ５４１は任意選択であり、ステップ５３０が行われる場合にのみ行われてもよい。第１の減速流体１５９Ａのこの第２の実質的な充填は、別のフライトで輸送可能である文字通り同じ流体、または化学的に同等の流体であることができる。第１の減速流体１５９Ａのような強力な中性子減速特性を有する限り、異なる流体を使用することもできる。
【0097】
[0110]ＮＨＳモジュール１５０は、ＢＯＰモジュール１７０が第３の位置に着陸するのを待機することができる。ＮＨＳモジュール１５０が第３の位置に到達すると、ステップ５４５が行われる。ステップ５４５では、原子炉遮蔽方法５００は、ＮＨＳモジュール１５０を輸送した後に、第２の減速流体１５９Ｂでモジュールシャドウシールド１５７のモジュールシャドウシールド（ＭＳＳ）１５８チャンバを実質的に充填するステップを含む。
【0098】
[0111]次にステップ５５０に移ると、原子炉遮蔽方法５００は、ＮＨＳモジュール１５０を輸送した後に、原子炉コア１０１の中性子束を臨界レベルまで増加させる前に、バランスオブプラントモジュール１７０をＮＨＳモジュール１５０に再結合するステップを含む。例えば、ステップ５５０は、バランスオブプラントモジュール１７０を第２の位置から第３の位置に空輸した後、バランスオブプラントモジュール１７０をＮＨＳモジュール１５０に再結合する工程を含むことができる。このステップは、ステップ５２０においてＢＯＰモジュール１７０がＮＨＳモジュール１５０から結合解除された場合にのみ行われることに留意されたい。この時点で、原子炉システム１００は、次いで、展開状態に置かれる。ＮＨＳモジュール１５０が展開された状態で、ステップ５５５では、原子炉遮蔽方法５００は、ＴＳチャンバ１５６から第１の減速流体１５９Ａを実質的に排出するステップを含む。次にステップ５６０で終了し、原子炉遮蔽方法５００は、第２の減速流体１５９ＢでＭＳＳチャンバ１５８を実質的に充填した後、原子炉コア１０１の中性子束を臨界レベルまで増加させるステップを含む。その後すぐに、原子炉コア１０１は、臨界状態に入り、ＢＯＰモジュール１７０は、電気を生成することができる。
【0099】
[0112]状況によっては、ステップをスキップするか、または順序を崩すことができる。特に、ステップ５５５におけるＴＳチャンバ１５６の最終排出は省略されてもよい。ＭＳＳチャンバ１５８は、ＮＨＳモジュール１５０の近くに長期間座る可能性がある乗員を保護するために、陸上車両５０１または船舶５０３内で原子炉システム１００を運ぶ前に充填されてもよい。同様に、重量制限が許す場合、ＭＳＳチャンバ１５８は、ＮＨＳモジュール１５０の近くに長時間座る可能性がある航空機乗員を保護するために、ＴＳチャンバ１５６がフライトを行うために排出されたときに充填されてもよい。あるいは、ＴＳチャンバ１５６は、別個のセクションに区分されてもよく、それによって液体減速体１５９Ａ～Ｂの一部のみが航空機輸送中に残って、重量制限内に留まり、航空機乗員を遮蔽することを可能にする。
【0100】
[0113]図６は、原子炉システム１００の様々な構成要素の予測または推定重量を含む重量表６００である。セミトレーラトラックは一般に８００００ポンドを輸送するようにしか定格されておらず、Ｃ－１３０は４２、０００ポンドを輸送するようにしか定格されておらず、Ｃ－１００は５１、０５０ポンドを輸送するようにしか定格されていないため、重量表６００は重要である。重量表６００を見ると、原子炉システム全体の質量６１５が６０、０８８ポンドになると予測されることが分かる。すなわち、原子炉システム１００は、定格８０、０００ポンドの単一のセミトレーラトラックトレーラに収まることができるが、Ｃ－１００では重すぎる。しかし、ＮＨＳモジュール１５０の重量であるＮＨＳモジュール小計６０５は４４、２１７ポンドであり、Ｃ－１００上に収容することができる。Ｃ－１３０内に収まるように、７、７１４ポンドの減速流体１５９Ａ～Ｂの形態の遮蔽体（すなわち、輸送シールド１５５およびモジュールシャドウシールド１５７）を部分的または完全に排出することができる。２、２１７ポンド、またはそれ以上の減速流体１５９Ａ～Ｂの形態の遮蔽１５５、１５７が排出されると、ＮＨＳモジュール１５０は、ＮＨＳモジュール１５０の重量が４２、０００ポンドになるので、Ｃ－１３０によって輸送することができる。減速流体１５９Ａ～Ｂの形態の遮蔽１５５、１５７の全てが排出されたＮＨＳモジュール１５０の最小重量は、３６、５０３ポンドである。
【0101】
[0114]ＢＯＰモジュール１７０の重量であるＢＯＰモジュール小計６１０は、ＢＯＰモジュールがＣ－１３０またはＣ－１００に収まり、余裕があることを示す。排出された減速流体１５９Ａ～Ｂの一部は、潜在的にＢＯＰモジュール１７０と対にすることができ、減速流体１５９Ａ～Ｂは、Ｃ－１００フライトでＢＯＰモジュール１７０とパッケージすることができる。次いで、このパッケージされた減速流体１５９Ａ～Ｂは、到着時にＮＨＳモジュール１５０に圧送して戻すことができる。
【0102】
[0115]図７は、水のみが減速流体としてＴＳチャンバ１５６を充填するために使用される場合と比較して、硝酸鉛飽和水が減速流体１５９ＡとしてＴＳチャンバ１５６を充填するために使用される場合に、ＮＨＳモジュール１５０内の異なる位置内に受信された光子線量の硝酸鉛飽和水ヒートマップ７００における相対光子線量である。硝酸鉛（Ｐｂ（ＮＯ３）２）は、水に完全に可溶性であるので、水と共に使用するための良好なドーパントである。硝酸鉛は、水の密度を約５０％効果的に増加させ、高Ｚ材料を水に加える。硝酸鉛は、活性化の懸念として新たな材料を加えない。良好な減速流体１５９Ａ～Ｂは、高Ｚ材料を含み、活性化の懸念はない。水への硝酸鉛の溶解度は、０℃で３７６グラム／リットル（ｇ／ｌ）から１００℃で１２７０ｇ／ｌまでの範囲である。図６および図７は、１０００ｇ／ｌの溶解度を想定しており、その結果、１．６３ｇ／ｃｃの水中の硝酸鉛密度をもたらす。臭化亜鉛（ＺｎＢｒ２）は、より低いＺ材料であることを犠牲にして、より高いドーパント密度を可能にする別の一般的なドーパントである。温かい原子炉では、５ｇ／ｃｃの水中の臭化亜鉛密度が、達成可能である。
【0103】
[0116]図７では、硝酸鉛飽和水ヒートマップ７００における相対光子線量は、４年間にわたってアクティブであり、その後７日間にわたって亜臨界および非アクティブにされ、７日間の減衰を可能にする原子炉１０７を表す。原子炉コアの外部である線量面は、（０，０）にある。原子炉コアからの垂直方向７１５の距離の単位はセンチメートルであり、原子炉コアからの水平方向７１０の距離の単位もセンチメートルである。（０，０）ならびに（０，１００）、（２００，１００）、（２００，－１００）、および（０，－１００）で囲まれた領域では、水７０５と比較して硝酸鉛飽和水の相対光子線量の改善がないことが分かる。これは、ボックスが原子炉コア１０１自体を構成するからである。左に移ると、水７０５と比較した硝酸鉛飽和水の相対光子線量は、最終的には左に４００センチメートルにおいて約１０－５まで減少することが分かる。さらに、上部では、（１００，１２５）あたりにおいて、水７０５と比較した硝酸鉛飽和水の相対光子線量は０．２である、または硝酸鉛水線量は水の線量の１／５であることが分かる。代わりに臭化亜鉛を使用する場合、水と比較した臭化亜鉛飽和水の相対線量は０．０００６であるか、または水の線量はその距離での臭化亜鉛飽和水の線量の１，６６７倍大きい。
【0104】
[0117]図８は、硝酸鉛飽和が輸送シールドチャンバ１５６を充填するために使用されるときにＮＨＳモジュール１５０内の異なる位置で受けた光子線量の硝酸鉛飽和水ヒートマップ８００における絶対光子線量である。図８には、輸送シールドチャンバ１５６が水で満たされたときに経験される実際の光子線量が示されている。原子炉コンテナ１５１の外面がほぼそうであろう（－５０，０）において、硝酸鉛飽和水は、光子線量を５分の１から約１０ｒｅｍ／ｈｒ減少させた。５ｇ／ｃｃの臭化亜鉛を使用することにより、光子線量をさらに２０分の１減少させることができ、その結果、原子炉コンテナ１５１の外面で０．５ｒｅｍ／ｈｒの線量が得られる。
【0105】
[0118]保護の範囲は、後続の特許請求の範囲によってのみ限定される。その範囲は、本明細書および後に続く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広さで、全ての構造的および機能的均等物を包含するように意図され、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、特許法第１０１、１０２条または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。
【0106】
[0119]本明細書で使用する用語および表現は、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および研究の分野に関してそのような用語およ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および第２などの関係用語は、そのようなエンティティまたは動作間の実際のそのような関係または順序を必ずしも必要とせず、または暗示せずに、１つのエンティティまたは動作を別のエンティティまたは動作から区別するためにのみ使用され得る。用語「備える（ｃｏｍｐｒｉｓｅｓ）」、「備えている（ｃｏｍｐｒｉｓｉｎｇ）」、「含む（ｉｎｃｌｕｄｅｓ）」、「含んでいる（ｉｎｃｌｕｄｉｎｇ）」、「有する（ｈａｓ）」、「有している（ｈａｖｉｎｇ）」、「含んでいる（ｃｏｎｔａｉｎｉｎｇ）」、「含む（ｃｏｎｔａｉｎ）」、「含む（ｃｏｎｔａｉｎｓ）」、「有する（ｗｉｔｈ）」、「形成された（ｆｏｒｍｅｄｏｆ）」、またはそれらの任意の他の変形は、非排他的包含を網羅することを意図しており、それにより、要素またはステップのリストを備える、または含むプロセス、方法、物品、または装置は、それらの要素またはステップのみを含むのではなく、明示的に列挙されていないか、またはそのようなプロセス、方法、物品、または装置に固有の他の要素またはステップを含むことができる。「ａ（１つ）」または「ａｎ（１つ）」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、または装置における追加の同一の要素の存在を排除しない。
【0107】
[0120]さらに、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、特許請求す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全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。
【0108】
[0121]上記は、最良の形態および／また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、本明細書に開示する主題は様々な形態および例で実施されてもよく、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、本発明の概念の真の範囲内に入るあらゆる修正および変形を請求することが意図されている。
【符号の説明】
【0109】
１００ 原子炉システム
１０１ 原子炉コア
１０２Ａ－Ｎ 絶縁体要素
１０３Ａ－Ｎ 減速体要素
１０４Ａ－Ｎ 燃料要素
１０７ 原子炉
１１２ 絶縁体要素アレイ
１１３ 減速体要素アレイ
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
１４０ 反射体
１４１Ａ－Ｎ 反射体ブロック
１４２Ａ－Ｎ 燃料冷却剤通路
１５０ 核熱供給（ＮＨＳ）モジュール
１５１ 原子炉コンテナ
１５２ 原子炉キャビティ
１５３ 容器内中性子シールド
１５４ 容器内シャドウシールド
１５５ 輸送シールド
１５６ 輸送シールド（ＴＳ）チャンバ
１５７ モジュールシャドウシールド（ＭＳＳ）
１５８ モジュールシャドウシールド（ＭＳＳ）チャンバ
１５９Ａ 第１の減速流体
１５９Ｂ 第２の減速流体
１６０ 圧力容器
１６１ 圧力容器内壁
１７０ バランスオブプラントモジュール
１７１ 熱交換器
１７２ ガス循環器
１７３ ターボ機械
１７４ 発電機
１７５ 原子炉制御システム
１７６ 熱交換器インターフェース
１７７ バランスオブプラントコンテナ
１８０ ガスコネクタ管路
１９０Ａ 容器内シャドウシールド非保護アーク
１９０Ｂ 容器内シャドウシールド保護アーク
１９１Ａ モジュールシャドウシールド非保護アーク
１９１Ｂ モジュールシャドウシールド保護アーク
１９２Ａ－Ｉ 放射線粒子
２５０ 補助供給モジュール
２７０ バランスオブプラントモジュール
２７５ 制御モジュール
４００ 原子炉展開方法
４０５－４２５ 原子炉展開方法ステップ
５００ 原子炉遮蔽方法
５０１ 陸上車両
５０２ 航空機
５０３ 船舶
５０５－５６０ 原子炉遮蔽方法ステップ
６００ 重量の表
６０５ ＮＨＳモジュール小計
６１０ ＢＯＰモジュール小計
６１５ 原子炉システム全質量
７００ 硝酸鉛飽和水ヒートマップにおける相対光子線量
７０５ 水と比較した硝酸鉛飽和水の相対光子線量
７１０ 原子炉コアから水平方向の距離
７１５ リアクタコアから垂直方向の距離
８００ 硝酸鉛飽和水ヒートマップにおける絶対光子線量
８０５ 硝酸鉛飽和水の絶対光子線量
１０１ 原子炉コア
１０２Ａ－Ｎ 絶縁体要素
１０３Ａ－Ｎ 減速体要素
１０４Ａ－Ｎ 燃料要素
１０７ 原子炉
１１２ 絶縁体要素アレイ
１１３ 減速体要素アレイ
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
１４０ 反射体
１４１Ａ－Ｎ 反射体ブロック
１４２Ａ－Ｎ 燃料冷却剤通路
１５０ 核熱供給（ＮＨＳ）モジュール
１５１ 原子炉コンテナ
１５２ 原子炉キャビティ
１５３ 容器内中性子シールド
１５４ 容器内シャドウシールド
１５５ 輸送シールド
１５６ 輸送シールド（ＴＳ）チャンバ
１５７ モジュールシャドウシールド（ＭＳＳ）
１５８ モジュールシャドウシールド（ＭＳＳ）チャンバ
１５９Ａ 第１の減速流体
１５９Ｂ 第２の減速流体
１６０ 圧力容器
１６１ 圧力容器内壁
１７０ バランスオブプラントモジュール
１７１ 熱交換器
１７２ ガス循環器
１７３ ターボ機械
１７４ 発電機
１７５ 原子炉制御システム
１７６ 熱交換器インターフェース
１７７ バランスオブプラントコンテナ
１８０ ガスコネクタ管路
１９０Ａ 容器内シャドウシールド非保護アーク
１９０Ｂ 容器内シャドウシールド保護アーク
１９１Ａ モジュールシャドウシールド非保護アーク
１９１Ｂ モジュールシャドウシールド保護アーク
１９２Ａ－Ｉ 放射線粒子
２５０ 補助供給モジュール
２７０ バランスオブプラントモジュール
２７５ 制御モジュール
４００ 原子炉展開方法
４０５－４２５ 原子炉展開方法ステップ
５００ 原子炉遮蔽方法
５０１ 陸上車両
５０２ 航空機
５０３ 船舶
５０５－５６０ 原子炉遮蔽方法ステップ
６００ 重量の表
６０５ ＮＨＳモジュール小計
６１０ ＢＯＰモジュール小計
６１５ 原子炉システム全質量
７００ 硝酸鉛飽和水ヒートマップにおける相対光子線量
７０５ 水と比較した硝酸鉛飽和水の相対光子線量
７１０ 原子炉コアから水平方向の距離
７１５ リアクタコアから垂直方向の距離
８００ 硝酸鉛飽和水ヒートマップにおける絶対光子線量
８０５ 硝酸鉛飽和水の絶対光子線量
【図1A】
【図1B】
【図1C】
【図1D】
【図2】
【図3A】
【図3B】
【図4】
【図5A】
【図5B】
【図6】
【図7】
【図8】
【国際調査報告】