JP7276989B2

JP7276989B2 - 炉心反応度制御装置、炉心反応度制御方法および原子炉

Info

Publication number: JP7276989B2
Application number: JP2020034035A
Authority: JP
Inventors: 礼木村; 祥平金村; 優也高橋; 和仁浅野
Original assignee: Toshiba Energy Systems and Solutions Corp
Current assignee: Toshiba Energy Systems and Solutions Corp
Priority date: 2020-02-28
Filing date: 2020-02-28
Publication date: 2023-05-18
Anticipated expiration: 2040-02-28
Also published as: JP2021135263A

Description

本発明の実施形態は、炉心反応度制御技術に関する。

発明者らは、超小型原子炉を開発しており、その炉心反応度制御装置として受動的な装置を用いることを想定している。受動的な炉心反応度制御装置としては、中性子吸収材として液体リチウムを用いたＬＥＭ（Lithium Expansion Module）が提案されている。このＬＥＭは、液体リチウムが炉心の熱で膨張することを利用している。炉心出力が増加した際には、液体リチウムが熱膨張して炉心に挿入されて出力が制御される。そのため、自律的な炉心反応度制御が可能となっている。

特許第３１１３０２８号公報

M. Kambe, et. al., "Startup Sequence of RAPID-L Fast Reactor for Lunar Base Power System", Proc. Space Nuclear Conference 2007, Boston, USA (2017) T. B. Massalski, et. al., Binary Alloy Phase Diagrams, ASM International (1986)

ＬＥＭは、液体リチウムが化学的に活性であるため扱い難い。濃縮リチウムを用いるため高価となってしまう。使用によりトリチウムが発生してしまうなどの様々な課題がある。

本発明の実施形態は、このような事情を考慮してなされたもので、中性子吸収材が化学的に不活性であり、扱い易い炉心反応度制御技術を提供することを目的とする。

本発明の実施形態に係る炉心反応度制御装置は、インジウム－ガドリニウム合金で構成される液体の中性子吸収材と、前記中性子吸収材を収容するリザーバと、前記リザーバから炉心の内部まで延び、前記中性子吸収材が熱膨張したときに、前記中性子吸収材が内部を進行する導入管と、を備え、前記中性子吸収材に含まれるガドリニウムの重量割合が０．１％以上、１％以下である。

本発明の実施形態により、中性子吸収材が化学的に不活性であり、扱い易い炉心反応度制御技術が提供される。

本実施形態の原子力発電システムを示す縦断側面図。原子炉を示す縦断側面図。原子炉を示す横断平面図。原子炉を示す拡大横断平面図。第１実施形態の炉心反応度制御装置を示す縦断側面図。核種の中性子捕獲断面積を示すグラフ。インジウム－ガドリニウム合金の二元相図を示すグラフ。各ケースにおける制御棒価値を示すグラフ。制御棒価値のガドリニウムの重量割合依存性を示すグラフ。炉心反応度制御方法を示すフローチャート。第２実施形態の炉心反応度制御装置を示す縦断側面図。第２実施形態の導入管を示す図１１のＡ－Ａ断面図。第３実施形態の炉心反応度制御装置を示す縦断側面図。第３実施形態の導入管を示す図１３のＢ－Ｂ断面図。第４実施形態の炉心反応度制御装置を示す縦断側面図。第４実施形態の導入管を示す図１５のＣ－Ｃ断面図。第５実施形態の炉心反応度制御装置を示す縦断側面図。第６実施形態の炉心反応度制御装置を示す縦断側面図。

（第１実施形態）
以下、図面を参照しながら、炉心反応度制御装置、炉心反応度制御方法および原子炉の実施形態について詳細に説明する。まず、第１実施形態の炉心反応度制御装置、炉心反応度制御方法および原子炉について図１から図１０を用いて説明する。

図１の符号１は、本実施形態の原子力発電システムである。この原子力発電システム１は、小型の原子炉２を備える。

原子力発電システム１は、地上に設置される地上コンテナ３と、地下に設置される地下コンテナ４とを備える。これらは、トレーラなどの車両に積載して設置場所まで輸送することができる。つまり、原子炉２は可搬性を有している。なお、本実施形態の原子力発電システム１は、原子炉２の実施態様の一例である。原子炉２の形状またはサイズは、本実施形態に限定されるものではない。

地上コンテナ３は、発電機５とガスタービン６と回生熱交換器７とラジエータ８とコンプレッサ９とを収容する。地下コンテナ４は、原子炉２を収容する。原子炉２は、炉心１０と熱交換器１１とヒートパイプ１２と炉心容器１３と核燃料１４と減速材１５と炉心反応度制御装置１６とを備える。なお、炉心容器１３は、炉心１０と熱交換器１１とヒートパイプ１２とを収容する金属製の容器である。

炉心１０と熱交換器１１とは、複数本のヒートパイプ１２で接続されている。炉心１０で発生した熱は、ヒートパイプ１２を介して熱交換器１１に伝導される。この熱により作動ガス（冷媒）が膨張してガスタービン６に送られる。このガスによりガスタービン６が回転される。ガスタービン６は、回転軸を介して発電機５と接続されており、ガスタービン６の回転力により発電機５で発電が行われる。

ガスタービン６を通過した作動ガスは、回生熱交換器７を通ってラジエータ８に送られる。このラジエータ８でガスの熱が空気中に放出される。なお、コンプレッサ９は、ガスタービン６と回転軸で接続されており、ガスタービン６の回転力により作動ガスを圧縮する。ここで、作動ガスは、圧縮されて高温高圧の半液体の状態となる。この作動ガスは、回生熱交換器７を通って、再び原子炉２の熱交換器１１に戻される。このようなサイクルにより、原子力発電システム１で発電が行われる。

図２に示すように、原子炉２の炉心容器１３の内部には、核燃料１４と減速材１５とを含む炉心１０が設けられる。核燃料１４および減速材１５は、上下方向に延びる棒状を成す。本実施形態では、複数本の核燃料１４と複数本の減速材１５とが水平方向に交互に並んでいる。

なお、図２では、理解を助けるために、炉心１０の構成を簡略化して図示している。例えば、核燃料１４および減速材１５などの本数を省略している。

核燃料１４は、核分裂連鎖反応を起こし、エネルギーを発生させる部材である。核燃料１４には、主たる核燃料物質としてウランが含まれている。核燃料１４は、例えば、天然ウランを濃縮することで、^２３５Ｕの含有量が３％から４％程度になるように高めてある。また、核燃料１４には、^２３９Ｐｕが含まれても良い。核燃料１４は、少なくとも原子炉２を運転するために充分な量の核燃料物質を含むものであれば良い。

減速材１５は、中性子を減速する部材である。なお、核燃料１４および減速材１５は、断面視で六角形状を成す（図４参照）。

炉心１０は、複数本の核燃料１４および減速材１５が束ねられた円柱状を成す。なお、炉心１０の形状は、直方体（立方体）でも良いし、錐体でも良い。

図２に示すように、複数本のヒートパイプ１２（除熱部）は、核燃料１４および減速材１５の間にそれぞれ設けられ、炉心１０から熱交換器１１まで延びている。

ヒートパイプ１２は、作動流体（作動液）を用いて熱を移動させるデバイスである。このヒートパイプ１２は、例えば、熱伝導性が高い材質から成るパイプケースと、このパイプケースの中に封入された揮発性の作動流体と、気化した作動流体が移動するための空洞と、パイプケースの内壁に設けられて毛細管構造を成すウィックとを備える。

なお、パイプケースおよびウィックには、アルミニウムまたは銅などを用いる。さらに、作動流体には、例えば、液体ナトリウムを用いる。また、作動流体として代替フロンを用いても良い。また、その他の作動流体でも良い。

このヒートパイプの一端を高温部とし、他端を低温部とした場合に、高温部を加熱し、低温部を冷却することで、作動流体の蒸発（潜熱の吸収）と作動流体の凝縮（潜熱の放出）のサイクルが発生して熱を移動させる。

例えば、高温部の液体の作動流体が、加熱されることにより蒸発し、気体となって空洞を通り低温部に移動される。そして、低温部で作動流体の熱が奪われて凝縮して液体に戻る。さらに、この作動流体の液体が、毛細管現象によりウィックを通り高温部に移動される。この現象が繰り返されることで、高温部から低温部に熱が移動される。

本実施形態では、複数本のヒートパイプ１２の高温部が炉心１０に配置され、この炉心１０から直線状に延びるヒートパイプ１２の低温部が熱交換器１１に配置される。そして、炉心１０で発生する熱が、ヒートパイプ１２により熱交換器１１に移動され、この熱に基づいて作動ガス（冷媒）が加熱される。

炉心１０には、核分裂反応を制御する複数の炉心反応度制御装置１６が設けられている。これらの炉心反応度制御装置１６は、核燃料１４に近接して設けられている。炉心反応度制御装置１６は、炉心１０の出力に応じて受動的に反応度を制御する自己作動型の装置となっている。

炉心１０の中央部には、中性子吸収材としての１本の安全棒１７が挿入可能となっている。この安全棒１７は、原子炉２の起動前において、核燃料１４が核分裂反応を起こさないために挿入される部材である。例えば、原子炉２を設置場所まで輸送するときには、安全棒１７が炉心１０に挿入された状態となる。また、原子炉２を起動するときには、安全棒１７が炉心１０から引き抜かれる。

炉心容器１３の上部には、安全棒１７を炉心１０の内部まで挿入可能な挿入部１８（孔）が開口されている。なお、安全棒１７を引き抜いた後は、挿入部１８が所定の蓋で閉じられる。

次に、炉心１０の構造について図３および図４を用いて説明する。なお、これらの図は断面図であるが、理解を助けるために、断面を示すハッチングを省略している。

炉心１０の中央部には、安全棒１７が挿入される挿入空間１９が設けられている。この挿入空間１９の周囲を囲むように核燃料１４が環状に並んでいる。これらの核燃料１４を囲むように減速材１５が環状に並んでいる。さらに、これらの減速材１５を囲むように核燃料１４が環状に並んでいる。このように、核燃料１４の環状の列と減速材１５の環状の列とが、炉心１０の径方向に交互に並んで配置されている。つまり、核燃料１４の環状の列と減速材１５の環状の列とが、同心円状に配置されている。

ヒートパイプ１２は、断面視で扁平な板形状を成している。核燃料１４の側面が切り欠かれており、これらの核燃料１４に近接してそれぞれのヒートパイプ１２が配置されている。

次に、第１実施形態の炉心反応度制御装置１６について図５を用いて説明する。なお、図５では、理解を助けるために、炉心反応度制御装置１６の概念図として図示している。

炉心反応度制御装置１６は、インジウムまたはインジウムを主成分とする合金で構成される液体の中性子吸収材２０と、この中性子吸収材を収容するリザーバ２１と、リザーバ２１から炉心の内部まで延び、中性子吸収材２０が熱膨張したときに、中性子吸収材２０が内部を進行する導入管２２とを備える。

リザーバ２１の上端に導入管２２の下端が接続されている。そして、リザーバ２１の内部と導入管２２の内部とが互いに連通されている。つまり、リザーバ２１に収容された液体の中性子吸収材２０が導入管２２に出入りすることができる。中性子吸収材２０は、導入管２２により導かれて、炉心１０の内部に進行し、または炉心１０の内部から後退する。

リザーバ２１は、炉心１０よりも下方の位置に設けられる。このリザーバ２１から導入管２２が上方に向かって延びている。導入管２２は、炉心１０の内部に挿入され、炉心１０の上方まで延びている。なお、導入管２２は、核燃料１４に近接して設けられている（図４参照）。

例えば、１つの炉心１０には、２４本の炉心反応度制御装置１６が設けられる。炉心１０の内部に設けられる導入管２２は、炉心１０の円周方向に沿って円形に並んで配置されても良い。また、核燃料１４の環状の列と減速材１５の環状の列の間に、導入管２２が配置されても良い。さらに、導入管２２の列が同心円状に配置されても良い。

導入管２２は、核燃料１４同士の間に設けられても良いし、核燃料１４と減速材１５の間に設けられても良いし、核燃料１４とヒートパイプ１２の間に設けられても良いし、減速材１５とヒートパイプ１２の間に設けられても良い。

導入管２２は、断面視で円形状を成す部材である。炉心１０には、導入管２２が挿入される貫通孔が設けられている。なお、導入管２２は、断面視で楕円形状でも良いし、四角形状でも良い。

また、導入管２２は、リザーバ２１から直線状に延びる部材となっている。この導入管２２は、液体の中性子吸収材２０が内部で流動できる形状であればよく、途中で屈曲したり湾曲したりしていても良い。つまり、導入管２２は、様々な形状が考えられるため特に形状が限定されるものではない。なお、導入管２２の内部の中性子吸収材２０が入り込んでいない部分は、所定のガスが封入されていても良いし、真空であっても良い。

炉心１０の出力が上昇し、発生する熱量が増加すると、その熱がリザーバ２１または導入管２２の内部の液体の中性子吸収材２０に伝わる。この熱により中性子吸収材２０の温度が上昇する。そして、中性子吸収材２０が熱膨張される。ここで、中性子吸収材２０の体積が増加すると、中性子吸収材２０が導入管２２の内部を進行するようになる。

中性子吸収材２０が導入管２２に沿って進行してその液面が上昇されると、炉心１０から放射される中性子が中性子吸収材２０に吸収される。すると、炉心１０の出力が低下し、発生する熱量も低下されるようになる。そのため、中性子吸収材２０の温度が低下する。そして、中性子吸収材２０が収縮される。ここで、中性子吸収材２０の体積が低減されると、中性子吸収材２０が導入管２２の内部を後退するようになる。

中性子吸収材２０が導入管２２に沿って後退してその液面が低下すると、中性子吸収材２０により中性子吸収率も低減されるため、再び、炉心１０の出力が上昇される。

つまり、中性子吸収材２０が熱膨張により炉心１０の内部にまで進行することで、核分裂反応が低下され、中性子吸収材２０が収縮により炉心１０の内部から後退することで、核分裂反応が活発になる。このような作用が繰り返されることで、炉心１０の出力に応じて受動的に反応度が制御される。

なお、炉心１０の熱が中性子吸収材２０に伝導される態様としては、様々なものが考えられる。例えば、炉心１０の熱が導入管２２を介して中性子吸収材２０に伝導されても良い。また、炉心１０の輻射熱により中性子吸収材２０が加熱されても良い。

また、炉心反応度制御装置１６は、炉心１０からリザーバ２１に向けて熱を輸送する熱輸送部を備えても良い。このようにすれば、炉心１０の熱をリザーバ２１の内部の中性子吸収材２０まで輸送して加熱することができる。

なお、熱輸送部の形態としては、様々なものが考えられる。例えば、炉心１０を収容する炉心容器２３がリザーバ２１と接触しており、この炉心容器２３を介してリザーバ２１に熱が伝導され、その内部の中性子吸収材２０を加熱しても良い。つまり、炉心１０を収容する炉心容器２３が熱輸送部を構成しても良い。また、炉心容器２３以外の他の部材が熱輸送部を構成しても良い。

炉心反応度制御装置１６では、使用する中性子吸収材２０が化学的に不活性であること、同位体濃縮が必要ないこと、トリチウムの発生が無いこと、比較的低温の適度な融点を持っていること、中性子吸収断面積が充分に大きいことなどの特性が望まれる。

従来技術では、液体の中性子吸収材に同位体濃縮を行ったリチウムが用いられていたが、本実施形態では、液体の中性子吸収材２０として、インジウムのみ、または、インジウム－ガドリニウム合金を用いるようにしている。このようにすれば、リチウムと比較して化学的に安定でトリチウム発生の殆どない炉心反応度制御装置１６とすることができる。

また、中性子吸収材２０として用いるインジウムまたはインジウムを主成分とする合金は、融点が４００℃以下となっている。加えて、高い中性子吸収断面積を有している。

中性子吸収材２０は、インジウム－ガドリニウム合金であることが好ましい。このようにすれば、中性子吸収率を向上させることができる。本実施形態では、中性子吸収材２０に含まれるガドリニウムの重量割合が、０．１％以上、１．０％以下の範囲内となっている。ガドリニウムの重量割合が０．１％以上であれば、充分に中性子吸収率を向上させることができる。また、ガドリニウムの重量割合が１％以下であっても、充分に中性子を吸収できるため、ガドリニウムの使用量が少なくて済むようになる。

図６は、リチウム（Ｌｉ）とガドリニウム（Ｇｄ）とインジウム（Ｉｎ）の中性子捕獲断面積を示すグラフである。横軸は、中性子捕獲断面積を示し、縦軸は、入射エネルギーを示す。グラフＧ１は、Ｌｉ－６の中性子捕獲断面積を示す。グラフＧ２は、Ｇｄ－１５５の中性子捕獲断面積を示す。グラフＧ３は、Ｇｄ－１５７の中性子捕獲断面積を示す。グラフＧ４は、Ｉｎ－１１５の中性子捕獲断面積を示す。グラフＧ５は、Ｉｎ－１１３の中性子捕獲断面積を示す。

核分裂反応率の高い領域Ｈに着目すると、Ｇｄ－１５５およびＧｄ－１５７の中性子捕獲断面積は、Ｌｉ－６より２桁ほど大きいことが分かる。そのため、微量のガドリニウムが存在していれば充分な制御棒価値を期待できる。

また、Ｇｄ－１５５およびＧｄ－１５７の中性子捕獲断面積は、Ｉｎ－１１５およびＩｎ－１１３よりも高い中性子捕獲断面積を有していることが分かる。なお、天然のインジウムの同位体比は、９５％がＩｎ－１１５なのでインジウム自体の中性子吸収効果も期待できる。

図７は、インジウム－ガドリニウム合金の二元相図を示すグラフである（非特許文献２参照）。横軸は、ガドリニウムの原子濃度割合（上段）と重量割合（下段）を示す。縦軸は、融点となる温度を示す。グラフ中のＬの領域が液相であることを示す。

グラフ中のポイントＱに着目すると、ガドリニウムの重量割合を１％以下にすると、融点が４００℃以下となることが分かる。次世代原子炉の設計案は、運転温度が５００℃以上のものも多く、４００℃以下の融点であれば、充分に炉心反応度制御装置１６として適用可能である。

図８は、制御棒価値を示すグラフである。縦軸は、制御棒価値を示す。リチウムのグラフと、インジウム単体のグラフと、ガドリニウムの重量割合が０．５％のＩｎ－Ｇｄ合金のグラフと、ガドリニウムの重量割合が１．０％のＩｎ－Ｇｄ合金のグラフと、ガドリニウムの重量割合が１．５％のＩｎ－Ｇｄ合金のグラフを示す。

図９は、制御棒価値のガドリニウムの重量割合依存性を示すグラフである。縦軸は、制御棒価値を示す。ガドリニウムの重量割合が０％、０．５％、１．０％、１．５％のそれぞれの場合の制御棒価値を示す。

これらのグラフを参照すると、インジウム－ガドリニウム合金を中性子吸収材２０に用いることで、リチウムを用いた際に比べて２倍以上の制御棒価値となることが分かる。また、インジウム単体でもリチウムを用いた際に比べて制御棒価値が高まることが分かる。

さらに、ガドリニウム重量割合が１％を超えると、制御棒価値を増加させる効果が殆どないことが分かる。これはガドリニウムが高い中性子吸収断面積を有しているため、ガドリニウム自体の遮蔽効果（空間的自己遮蔽効果）が高いためと考えられる。

前述の図７のグラフに示すように、インジウム－ガドリニウム合金の融点は、ガドリニウムの重量割合とともに急激に高まる。なるべく低融点で用いることを前提とする場合には、ガドリニウムの重量割合を１％よりも高くしても、融点が高まるだけで制御棒価値が増加しない。そのため、中性子吸収材２０に用いる場合には、ガドリニウムの重量割合を１％以下にすることが好ましい。

次に、炉心反応度制御装置１６により実行される炉心反応度制御方法について図１０のフローチャートを用いて説明する。この炉心反応度制御装置１６の動作によって受動的に生じる作用効果を含めて説明する。なお、前述の図面を適宜参照する。

まず、ステップＳ１１において、炉心１０の出力が上昇するに伴って、炉心１０の温度が上昇される。この炉心１０の熱が炉心反応度制御装置１６の中性子吸収材２０に伝わる。

次のステップＳ１２において、炉心１０の熱によって中性子吸収材２０の温度が高まる。ここで、中性子吸収材２０が熱膨張される。

次のステップＳ１３において、中性子吸収材２０の体積が熱膨張により増加して、中性子吸収材２０が導入管２２の内部を進行する。

次のステップＳ１４において、中性子吸収材２０の液面が上昇されると、炉心１０から放射される中性子が中性子吸収材２０に吸収される。つまり、中性子吸収材２０は、炉心１０に挿入されて炉心１０に負の反応度を印加する。

次のステップＳ１５において、中性子が中性子吸収材２０に吸収されることで、炉心１０の出力が低下し、これに伴って、炉心１０の温度が低下する。

次のステップＳ１６において、炉心１０の温度が低下することで、炉心１０から中性子吸収材２０に与えられる熱量も低下する。そのため、中性子吸収材２０の温度が低下する。ここで、中性子吸収材２０が収縮される。

次のステップＳ１７において、中性子吸収材２０の体積が低減されると、中性子吸収材２０が導入管２２の内部を後退する。中性子吸収材２０の液面が低下すると、中性子吸収材２０により中性子吸収率も低減される。つまり、中性子吸収材２０は、炉心１０から引き抜かれて炉心１０に正の反応度を印加する。

そして、再び、炉心１０の出力が上昇するようになる。これらのステップが繰り返されることで、中性子吸収材２０の熱膨張を利用して炉心１０の反応度を一定の状態に維持することができる。

（第２実施形態）
次に、第２実施形態の炉心反応度制御装置１６Ａ、炉心反応度制御方法および原子炉について図１１から図１２を用いて説明する。なお、前述した実施形態に示される構成部分と同一構成部分については同一符号を付して重複する説明を省略する。

図１１および図１２に示すように、第２実施形態の導入管２２Ａには、内周縁に沿って中性子吸収材２０が進行する進行部２４が設けられているとともに、中心軸に沿って中性子吸収材２０を排除する排除部２５が設けられている。

進行部２４は、中性子吸収材２０が流動できる空間となっている。排除部２５は、導入管２２Ａからリザーバ２１まで延びる棒状の部材となっている。なお、排除部２５は、中実の部材でも良いし、内部が空洞となっている部材でも良い。排除部２５が存在することで、導入管２２Ａの内部の中性子吸収材２０が入り込む容積を低減させることができる。このようにすれば、中性子の吸収に寄与しない導入管２２Ａの中央から中性子吸収材２０を排除できるため、中性子吸収材２０の使用量が少なくて済むようになる。

また、排除部２５は、導入管２２Ａの内周面から離れた中央部に設けられている。さらに、排除部２５は、その一部が導入管２２Ａの内周面に接続されていても良い。

導入管２２Ａに沿って中性子吸収材２０が進行するストローク量（長さ）を確保しようとすると、排除部２５が設けられている場合には、排除部２５が設けられていない場合と比較して、中性子吸収材２０に必要な体積の膨張量が小さくて済む。そのため、リザーバ２１の容積を小さくするか、同じ温度変化量における中性子吸収材２０のストローク量を増加させることができる。

導入管２２Ａに中性子吸収材２０が入り込んだ場合において、導入管２２Ａの内周面から離れた中央部には、中性子吸収材２０の遮蔽効果（空間的自己遮蔽効果）により中性子が殆ど届かない。そのため、導入管２２Ａの中央部に排除部２５を設けたとしても、制御棒価値に対する影響は殆どない。

（第３実施形態）
次に、第３実施形態の炉心反応度制御装置１６Ｂ、炉心反応度制御方法および原子炉について図１３から図１４を用いて説明する。なお、前述した実施形態に示される構成部分と同一構成部分については同一符号を付して重複する説明を省略する。

図１３および図１４に示すように、第３実施形態の導入管２２Ｂは、断面視で扁平な長円形状を成している。なお、導入管２２Ｂは、長方形状でも良い。このようにすれば、導入管２２Ｂに入り込んだ中性子吸収材２０に中性子が当たる面積を増加させることができる。

なお、導入管２２Ｂには、内周縁に沿って中性子吸収材２０が進行する進行部２４Ｂが設けられているとともに、中央部に沿って中性子吸収材２０を排除する排除部２５Ｂが設けられている。このようにすれば、中性子吸収材２０の使用量が少なくて済むようになる。また、排除部２５Ｂも導入管２２Ｂの形状に合わせて断面視で扁平な長円形状を成している。

（第４実施形態）
次に、第４実施形態の炉心反応度制御装置１６Ｃ、炉心反応度制御方法および原子炉について図１５から図１６を用いて説明する。なお、前述した実施形態に示される構成部分と同一構成部分については同一符号を付して重複する説明を省略する。

図１５および図１６に示すように、第４実施形態の導入管２２Ｃは、複数の細管２６が束ねられて形成される。このようにすれば、中性子吸収材の表面張力を活用して導入管２２Ｃに浸入し易くすることができる。複数の細管２６は、断面視で環状を成すように周方向に並んで配置される。そして、その環状の中央部には、中性子吸収材２０が入り込まない空間部２７が設けられている。

それぞれの細管２６の下端は、リザーバ２１の上端に接続されている。そして、リザーバ２１の内部とそれぞれの細管２６の内部とが互いに連通されている。つまり、リザーバ２１に収容された液体の中性子吸収材２０が細管２６に出入りすることができる。中性子吸収材２０は、それぞれの細管２６により導かれて、炉心１０の内部に進行し、または、炉心１０の内部から後退する。なお、第４実施形態では、それぞれの細管２６が進行部を構成し、その中央の空間部２７が排除部を構成する。

中性子吸収材２０は、それぞれの細管２６に分散された状態で進行する。このように、中性子吸収材２０の流路である導入管２２Ｃが複数の細管２６で構成されていることで、万が一、一部の細管２６が破断しても、他の細管２６の健全性を保つことができる。

（第５実施形態）
次に、第５実施形態の炉心反応度制御装置１６Ｄ、炉心反応度制御方法および原子炉について図１７を用いて説明する。なお、前述した実施形態に示される構成部分と同一構成部分については同一符号を付して重複する説明を省略する。

図１７に示すように、第５実施形態の炉心反応度制御装置１６Ｄは、リザーバ２１に設けられ、炉心１０から放射される中性子で核反応を生じさせて中性子吸収材２０を加熱する加熱用核燃料２８を備える。このようにすれば、炉心１０の出力に応じて中性子吸収材を加熱することができる。

第５実施形態では、炉心１０の出力が上昇した際に、リザーバ２１の温度を速やかに上昇させて炉心反応度制御装置１６Ｄの出力変動に対する応答速度を速めることができる。

例えば、炉心１０の出力が上昇すると、炉心１０から漏れ出る中性子数が増加し、この中性子により加熱用核燃料２８で核分裂反応が生じるようになる。そして、加熱用核燃料２８から発せられる熱により中性子吸収材２０が加熱されて温度が上昇する。ここで、中性子吸収材２０の熱膨張により体積が増加すると、中性子吸収材２０が導入管２２の内部を進行するようになる。

炉心１０の出力が低下すると、炉心１０から放射される中性子数も低減される。そのため、加熱用核燃料２８の核分裂反応が抑制され、中性子吸収材２０の温度が低下する。ここで、中性子吸収材２０の収縮により体積が低減されると、中性子吸収材２０が導入管２２の内部を後退するようになる。

この第５実施形態では、炉心容器２３が中性子を通過させる材質で形成されている。また、炉心１０とリザーバ２１とが断熱されていても良い。

なお、加熱用核燃料２８は、リザーバ２１の上部側の外周面に接触された状態で設けられている。このようにすれば、炉心１０から照射される中性子が、中性子吸収材２０で遮られることがなく、加熱用核燃料２８に当るようになる。そのため、炉心１０の出力に応じて加熱用核燃料２８に核反応を生じさせることができる。

（第６実施形態）
次に、第６実施形態の炉心反応度制御装置１６Ｅ、炉心反応度制御方法および原子炉について図１８を用いて説明する。なお、前述した実施形態に示される構成部分と同一構成部分については同一符号を付して重複する説明を省略する。

第６実施形態の炉心反応度制御装置１６Ｅは、炉心１０からリザーバ２１に向けて熱を輸送する熱輸送部としての加熱用ヒートパイプ２９を備える。このようにすれば、炉心１０からリザーバ２１に向けて効率的に熱を輸送することができる。炉心１０の温度上昇に伴って速やかにリザーバ２１の温度を上昇させることができる。

加熱用ヒートパイプ２９は、炉心１０からリザーバ２１まで延びている。加熱用ヒートパイプ２９は、リザーバ２１の外周面に接触している。なお、加熱用ヒートパイプ２９の端部がリザーバ２１の内部に挿入されていても良い。

なお、第６実施形態の炉心反応度制御装置１６Ｅは、第５実施形態の加熱用核燃料２８を備えていても良い。

本実施形態に係る炉心反応度制御装置、炉心反応度制御方法および原子炉を第１実施形態から第６実施形態に基づいて説明したが、いずれか１の実施形態において適用された構成を他の実施形態に適用しても良いし、各実施形態において適用された構成を組み合わせても良い。

なお、本実施形態のフローチャートにおいて、各ステップが直列に実行される形態を例示しているが、必ずしも各ステップの前後関係が固定されるものでなく、一部のステップの前後関係が入れ替わっても良い。また、一部のステップが他のステップと並列に実行されても良い。

なお、本実施形態では、ヒートパイプ１２を用いて炉心１０を冷却しているが、炉心１０の冷却方式は様々なものが考えられるため、ヒートパイプ１２に限定されるものではない。

なお、本実施形態では、炉心１０から熱を移動させるデバイスとして、作動流体を封入したヒートパイプ１２を例示しているが、その他の態様のヒートパイプ１２（除熱部）を用いても良い。例えば、内部に空洞を有さない中実のヒートパイプを用いても良い。さらに、ヒートポンプ式の除熱装置を用いて炉心から熱を移動させても良い。

なお、本実施形態では、液体の中性子吸収材２０を構成するインジウムを主成分とする合金としてインジウム－ガドリニウム合金が用いられているが、その他の態様であっても良い。例えば、カドミウム、銀、金、ユウロピウム、ハフニウムなどのガドリニウムの以外の他の金属をインジウムに添加した合金で中性子吸収材２０を構成しても良い。中性子吸収材２０としては、様々な組成が考えられるためこれを限定しない。

なお、本実施形態では、液体の中性子吸収材２０としてインジウムまたはインジウムを主成分とする合金で構成しているが、その他の態様であっても良い。例えば、液体の中性子吸収材２０としてリチウムを用いても良い。

以上説明した少なくとも１つの実施形態によれば、インジウムまたはインジウムを主成分とする合金で構成される液体の中性子吸収材を備えることにより、中性子吸収材が化学的に不活性であり、扱い易い炉心反応度制御技術とすることができる。

本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更、組み合わせを行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。

１…原子力発電システム、２…原子炉、３…地上コンテナ、４…地下コンテナ、５…発電機、６…ガスタービン、７…回生熱交換器、８…ラジエータ、９…コンプレッサ、１０…炉心、１１…熱交換器、１２…ヒートパイプ、１３…炉心容器、１４…核燃料、１５…減速材、１６（１６Ａ，１６Ｂ，１６Ｃ，１６Ｄ，１６Ｅ）…炉心反応度制御装置、１７…安全棒、１８…挿入部、１９…挿入空間、２０…中性子吸収材、２１…リザーバ、２２（２２Ａ，２２Ｂ，２２Ｃ）…導入管、２３…炉心容器、２４（２４Ｂ）…進行部、２５（２５Ｂ）…排除部、２６…細管、２７…空間部、２８…加熱用核燃料、２９…加熱用ヒートパイプ。

Claims

インジウム－ガドリニウム合金で構成される液体の中性子吸収材と、
前記中性子吸収材を収容するリザーバと、
前記リザーバから炉心の内部まで延び、前記中性子吸収材が熱膨張したときに、前記中性子吸収材が内部を進行する導入管と、
を備え、
前記中性子吸収材に含まれるガドリニウムの重量割合が０．１％以上、１％以下である、
炉心反応度制御装置。
前記導入管には、内周縁に沿って前記中性子吸収材が進行する進行部が設けられているとともに、中心軸に沿って前記中性子吸収材を排除する排除部が設けられている、
請求項１に記載の炉心反応度制御装置。
前記導入管は、断面視で扁平な形状を成している、
請求項１または請求項２に記載の炉心反応度制御装置。
前記導入管は、複数の細管が束ねられたものである、
請求項１から請求項３のいずれか１項に記載の炉心反応度制御装置。
前記リザーバに設けられ、前記炉心から放射される中性子で核反応を生じさせて前記中性子吸収材を加熱する加熱用核燃料を備える、
請求項１から請求項４のいずれか１項に記載の炉心反応度制御装置。
前記炉心から前記リザーバに向けて熱を輸送する熱輸送部を備える、
請求項１から請求項５のいずれか１項に記載の炉心反応度制御装置。
前記熱輸送部は、ヒートパイプである、
請求項６に記載の炉心反応度制御装置。
リザーバに収容されているガドリニウムの重量割合が０．１％以上、１％以下であるインジウム－ガドリニウム合金で構成される液体の中性子吸収材が熱膨張したときに、前記リザーバから炉心の内部まで延びる導入管の内部を前記中性子吸収材が進行するステップを含む、
炉心反応度制御方法。
ガドリニウムの重量割合が０．１％以上、１％以下であるインジウム－ガドリニウム合金で構成される液体の中性子吸収材と、
前記中性子吸収材を収容するリザーバと、
前記リザーバから炉心の内部まで延び、前記中性子吸収材が熱膨張したときに、前記中性子吸収材が内部を進行する導入管と、
を備える炉心反応度制御装置が設けられている、
原子炉。