核燃料組成物、原子炉および核燃料を固有の亜臨界状態にする方法
【課題】核燃料を固有の亜臨界状態にする核燃料組成物を提供する。
【解決手段】
核燃料２０は、核分裂性物質２２と、核分裂性物質に接する中性子吸収物質２４と、を含む。中性子吸収物質は、サマリウムを含む。核燃料組成物は、熱中性子炉などの原子炉において用いられる。例えば、中性子吸収物質は、２５重量％〜７５重量％のサマリウムおよび残余の希土類元素を含み、希土類元素はガドリニウムである。
【解決手段】
核燃料２０は、核分裂性物質２２と、核分裂性物質に接する中性子吸収物質２４と、を含む。中性子吸収物質は、サマリウムを含む。核燃料組成物は、熱中性子炉などの原子炉において用いられる。例えば、中性子吸収物質は、２５重量％〜７５重量％のサマリウムおよび残余の希土類元素を含み、希土類元素はガドリニウムである。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、核燃料を固有の亜臨界状態にする核燃料組成物に関する。
【背景技術】
【０００２】
航空宇宙車両などの車両には、車両を推進させ、あるいは車両運転システムを作動させる動力装置として小型の原子炉が用いられている。
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００３】
車両の故障時には、原子炉は冷媒を失い、水、砂や他の物質などの異物に露出する。そのような状態では、熱中性子炉および熱外中性子炉用の核分裂性燃料は核臨界状態に達する。そのため、車両における熱中性子炉および熱外中性子炉の利用が制限される。
【課題を解決するための手段】
【０００４】
例示的な核燃料組成物は、核分裂性物質と、核分裂性物質に接する中性子吸収物質と、を含む。核燃料組成物は熱中性子炉などの原子炉で用いられる。
【０００５】
核燃料を固有の亜臨界状態（ｉｎｈｅｒｅｎｔｌｙ ｓｕｂｃｒｉｔｉｃａｌ）にする例示的な方法は、核分裂性物質および核分裂性物質に接する中性子吸収物質から核燃料を生成するステップを含む。中性子吸収物質は、中性子の熱エネルギーの範囲（レンジ）と重なる（オーバラップする）中性子吸収エネルギーの範囲を有し、核燃料を固有の亜臨界状態にする。
【図面の簡単な説明】
【０００６】
【図１Ａ】中性子吸収物質と混合される核分裂性物質を含む例示的な核燃料を示す図。
【図１Ｂ】中性子エネルギー分布毎の吸収断面積と、例示的な中性子吸収物質の中性子エネルギーとの図。
【図２】コーティングとして適用される中性子吸収物質と混合される核分裂性物質を含む例示的な他の核燃料を示す図。
【図３】クラッディング上でコーティングとして適用される中性子吸収物質と混合される核分裂性物質を含む例示的な他の核燃料を示す図。
【図４】例示的な原子炉を示す図。
【発明を実施するための形態】
【０００７】
図１Ａは、例示的な核燃料２０を概略的に示しており、核燃料は、車両又は航空宇宙用途や他の用途に用いるため、原子炉（リアクタ）、例えば、小型の熱外中性子炉や熱中性子炉で使用される。原子炉のコアを外部の物質（水や砂など）に露出することとなった場合に、核燃料２０の組成物は燃料を固有の亜臨界状態にする。一例として、現在の米国航空宇宙原子力安全方針は、事故の際に、原子炉を亜臨界に留めることを要求するが、これは、熱外中性子炉や熱中性子炉でなく、高速中性子炉に対して実現されてきた。
【０００８】
核燃料２０の組成物には、核分裂性物質２２と、燃料を固有の亜臨界状態にするように核分裂性物質２２に接する中性子吸収物質２４と、が含まれる。すなわち、中性子吸収物質２４は、核分裂性物質２２と接触つまり直接的に連続し、これにより、核分裂性物質２２からの中性子の吸収が促進する。
【０００９】
核分裂性物質は、種々の異なるタイプの核分裂性物質としてもよい。例えば、核分裂性物質２２は、ウランベースの物質、例えば、水素化ウランや酸化ウランとし得る。一実施例では、核分裂性物質２２は、ウラン−ジルコニウム−水酸化物（ＵＺｒＨｘ）であり、該物質は、ナトリウム−カリウム冷媒（例えば、ＮａＫ−７８）とともに用いられる。この場合、中性子吸収物質２４を水酸化物とし得る。
【００１０】
核分裂性物質２２の反応性の毒作用を回避するように、核燃料２０の組成物には、少ない効果的な量の中性子吸収物質２４が含まれる。例えば、核分裂性物質２２および核分裂性物質２２の総重量を基準として、核燃料２０は、０．５重量％（ｗｔ％）以下の中性子吸収物質２４を含む。一実施例では、固有の亜臨界を実現するため、０．１重量％以下の中性子吸収物質２４が効果的であり、他の実施例では、固有の亜臨界を実現するため、０．０５重量％以下の中性子吸収物質２４が効果的である。水酸化ウランタイプの核分裂性物質では、０．０５重量％以下が効果的である。
【００１１】
中性子吸収物質２４は、いくつかの元素からなる複合物としてもよい。例えば、中性子吸収物質２４は、サマリウムやガドリニウムなどの希土類元素を含んでいてもよい。サマリウムやガドリニウムは、中性子吸収材として機能する。しかし、多量が含有すると、ガドリニウムは核分裂性物質２２の反応性の負の温度係数を破壊してしまう。したがって、サマリウムによりガドリニウムの一部を置換する。すなわち、サマリウムは、中性子吸収エネルギーピーク（断面）を有し、該ピークは、中性子の熱エネルギーの範囲（例えば、約０．０２５ｅＶの範囲）と少なくとも部分的に重なる（図１Ｂ参照）。したがって、サマリウムは、ガドリニウムに加えて、効果的な中性子吸収材として機能して、核分裂性物質２２の反応性の負の温度係数を破壊することを回避する。
【００１２】
中性子吸収物質２４の組成物には、２５重量％〜７５重量％のサマリウムおよび残余の希土類元素が含まれる。ガドリニウムについて開示しているが、他の希土類元素であっても同様に有益である。他の実施例では、中性子吸収物質２４の組成物には、３０重量％〜４０重量％のサマリウムおよび残余の希土類元素、または３５重量％〜３８重量％のサマリウムおよび残余の希土類元素が含まれる。３５重量％〜３８重量％のサマリウムにより、分裂反応性を破壊する高レベルのガドリニウムを含むことなく、望ましいバランスのサマリウムの中性子吸収特性がもたらされる。
【００１３】
図示した実施例では、中性子吸収物質２４は、核分裂性物質２２と混合され、核燃料２０として複合物を形成する。この場合、中性子吸収物質２４は、核分裂性物質２２に亘って相対的に均一に分散される。減速材など他の添加剤と核分裂性物質を混合する技術と同様の技術を用いて、中性子吸収物質２４と核分裂性物質２２を混合してもよい。次いで、核燃料２０は、原子炉で使用するように、周知の方法でペレットの形態で付与される。
【００１４】
図２に核燃料１２０の例示的な変更形態を示す。本開示において、同様の参照符号は、同様のエレメントを示し、１００を加えた参照符号は、変更したエレメントを示す。変更したエレメントは、対応する基本となるエレメントと同様の特徴および利点を有する。本実施例では、中性子吸収物質１２４は、核分裂性物質１２２上のコーティングとして付与される。例えば、核分裂性物質１２２は、該物質の外周面の一部又は全体に亘り中性子吸収物質１２４によってコーティングされるペレットとしてもよい。
【００１５】
中性子吸収物質１２４は、蒸着又は他の適正な方法により付着する。中性子吸収物質１２４のコーティングの厚さは調整可能であり、該調節は、重量パーセントに基づき、核燃料１２０が図１を参照して説明した量の中性子吸収物質１２４を含むようになされる。
【００１６】
図３は、図２の実施例と若干類似する核燃料２２０の他の実施例を示す。本実施例では、核分裂性物質２２２は、中空被覆（ｈｏｌｌｏｗ ｃｌａｄｄｉｎｇ）２２６内でコーティングされる。中性子吸収物質２２４は、核分裂性物質２２２の外周面に接するように、中空被覆２２６の内側面２２８に被覆される。核分裂性物質２２２は、ペレットとして中空被覆２２６内に付与され得る。例えば、中性子吸収物質２２４は、中空被覆２２６の内側面２２８に蒸着により付着し、つまり、中性子吸収物質２２４を残して蒸発する担体（キャリア）溶媒とともに「ペイント」される。
【００１７】
図４は、核燃料２０，１２０，２２０を用いる例示的な原子炉３４０の実施例を示す。原子炉３４０は核燃料２０とともに図示しているが、別の実施例として核燃料１２０，２２０を用いてもよいことを理解されたい。例えば、原子炉３４０は、航空宇宙車両に用いられる熱中性子炉である。核燃料２０は、減速材３４２内に位置する。核燃料２０および減速材３４２は、放射能の漏出を防ぐ容器３４４に包含される。冷却システム３４６は、下流での使用（例えば、発電）のため冷媒を加熱するように容器３４４内のコアを通して、水やＮａＫ−７８などの冷媒を循環させる。制御棒３４８を用いて周知の方法で出力を減速させてもよい。さらに、特定の実施態様に応じて、反射体（リフレクタ）などの他の構成要素を用いてもよい。
【００１８】
図示した実施例において特徴部分を組み合わせて説明したが、開示した種々の実施例の利益を得るために、全ての特徴部分を組み合わせる必要はない。換言すると、本開示の実施例により設計されたシステムは、必ずしも全ての図示した特徴部分を具備する必要はない。さらに、一実施例における特定の特徴部分と、他の実施例における特定の特徴部分とを組み合わせてもよい。
【００１９】
上記説明は例示的なものであり、限定的なものではない。当業者であれば、本開示の本質から逸脱することなく、開示した実施例に対して種々の変更や修正がされ得ることを理解されるであろう。本開示に付与される法的保護の範囲は、以下の特許請求の範囲を検討することによって判断され得る。
【符号の説明】
【００２０】
２０，１２０，２２０ 核燃料
２２，１２２，２２２ 核分裂性物質
２４，１２４，２２４ 中性子吸収物質
２２６ 中空被覆
２２８ 内側面
３４０ 原子炉
３４２ 減速材
３４４ 容器
３４６ 冷却システム
３４８ 制御棒
【技術分野】
【０００１】
本発明は、核燃料を固有の亜臨界状態にする核燃料組成物に関する。
【背景技術】
【０００２】
航空宇宙車両などの車両には、車両を推進させ、あるいは車両運転システムを作動させる動力装置として小型の原子炉が用いられている。
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００３】
車両の故障時には、原子炉は冷媒を失い、水、砂や他の物質などの異物に露出する。そのような状態では、熱中性子炉および熱外中性子炉用の核分裂性燃料は核臨界状態に達する。そのため、車両における熱中性子炉および熱外中性子炉の利用が制限される。
【課題を解決するための手段】
【０００４】
例示的な核燃料組成物は、核分裂性物質と、核分裂性物質に接する中性子吸収物質と、を含む。核燃料組成物は熱中性子炉などの原子炉で用いられる。
【０００５】
核燃料を固有の亜臨界状態（ｉｎｈｅｒｅｎｔｌｙ ｓｕｂｃｒｉｔｉｃａｌ）にする例示的な方法は、核分裂性物質および核分裂性物質に接する中性子吸収物質から核燃料を生成するステップを含む。中性子吸収物質は、中性子の熱エネルギーの範囲（レンジ）と重なる（オーバラップする）中性子吸収エネルギーの範囲を有し、核燃料を固有の亜臨界状態にする。
【図面の簡単な説明】
【０００６】
【図１Ａ】中性子吸収物質と混合される核分裂性物質を含む例示的な核燃料を示す図。
【図１Ｂ】中性子エネルギー分布毎の吸収断面積と、例示的な中性子吸収物質の中性子エネルギーとの図。
【図２】コーティングとして適用される中性子吸収物質と混合される核分裂性物質を含む例示的な他の核燃料を示す図。
【図３】クラッディング上でコーティングとして適用される中性子吸収物質と混合される核分裂性物質を含む例示的な他の核燃料を示す図。
【図４】例示的な原子炉を示す図。
【発明を実施するための形態】
【０００７】
図１Ａは、例示的な核燃料２０を概略的に示しており、核燃料は、車両又は航空宇宙用途や他の用途に用いるため、原子炉（リアクタ）、例えば、小型の熱外中性子炉や熱中性子炉で使用される。原子炉のコアを外部の物質（水や砂など）に露出することとなった場合に、核燃料２０の組成物は燃料を固有の亜臨界状態にする。一例として、現在の米国航空宇宙原子力安全方針は、事故の際に、原子炉を亜臨界に留めることを要求するが、これは、熱外中性子炉や熱中性子炉でなく、高速中性子炉に対して実現されてきた。
【０００８】
核燃料２０の組成物には、核分裂性物質２２と、燃料を固有の亜臨界状態にするように核分裂性物質２２に接する中性子吸収物質２４と、が含まれる。すなわち、中性子吸収物質２４は、核分裂性物質２２と接触つまり直接的に連続し、これにより、核分裂性物質２２からの中性子の吸収が促進する。
【０００９】
核分裂性物質は、種々の異なるタイプの核分裂性物質としてもよい。例えば、核分裂性物質２２は、ウランベースの物質、例えば、水素化ウランや酸化ウランとし得る。一実施例では、核分裂性物質２２は、ウラン−ジルコニウム−水酸化物（ＵＺｒＨｘ）であり、該物質は、ナトリウム−カリウム冷媒（例えば、ＮａＫ−７８）とともに用いられる。この場合、中性子吸収物質２４を水酸化物とし得る。
【００１０】
核分裂性物質２２の反応性の毒作用を回避するように、核燃料２０の組成物には、少ない効果的な量の中性子吸収物質２４が含まれる。例えば、核分裂性物質２２および核分裂性物質２２の総重量を基準として、核燃料２０は、０．５重量％（ｗｔ％）以下の中性子吸収物質２４を含む。一実施例では、固有の亜臨界を実現するため、０．１重量％以下の中性子吸収物質２４が効果的であり、他の実施例では、固有の亜臨界を実現するため、０．０５重量％以下の中性子吸収物質２４が効果的である。水酸化ウランタイプの核分裂性物質では、０．０５重量％以下が効果的である。
【００１１】
中性子吸収物質２４は、いくつかの元素からなる複合物としてもよい。例えば、中性子吸収物質２４は、サマリウムやガドリニウムなどの希土類元素を含んでいてもよい。サマリウムやガドリニウムは、中性子吸収材として機能する。しかし、多量が含有すると、ガドリニウムは核分裂性物質２２の反応性の負の温度係数を破壊してしまう。したがって、サマリウムによりガドリニウムの一部を置換する。すなわち、サマリウムは、中性子吸収エネルギーピーク（断面）を有し、該ピークは、中性子の熱エネルギーの範囲（例えば、約０．０２５ｅＶの範囲）と少なくとも部分的に重なる（図１Ｂ参照）。したがって、サマリウムは、ガドリニウムに加えて、効果的な中性子吸収材として機能して、核分裂性物質２２の反応性の負の温度係数を破壊することを回避する。
【００１２】
中性子吸収物質２４の組成物には、２５重量％〜７５重量％のサマリウムおよび残余の希土類元素が含まれる。ガドリニウムについて開示しているが、他の希土類元素であっても同様に有益である。他の実施例では、中性子吸収物質２４の組成物には、３０重量％〜４０重量％のサマリウムおよび残余の希土類元素、または３５重量％〜３８重量％のサマリウムおよび残余の希土類元素が含まれる。３５重量％〜３８重量％のサマリウムにより、分裂反応性を破壊する高レベルのガドリニウムを含むことなく、望ましいバランスのサマリウムの中性子吸収特性がもたらされる。
【００１３】
図示した実施例では、中性子吸収物質２４は、核分裂性物質２２と混合され、核燃料２０として複合物を形成する。この場合、中性子吸収物質２４は、核分裂性物質２２に亘って相対的に均一に分散される。減速材など他の添加剤と核分裂性物質を混合する技術と同様の技術を用いて、中性子吸収物質２４と核分裂性物質２２を混合してもよい。次いで、核燃料２０は、原子炉で使用するように、周知の方法でペレットの形態で付与される。
【００１４】
図２に核燃料１２０の例示的な変更形態を示す。本開示において、同様の参照符号は、同様のエレメントを示し、１００を加えた参照符号は、変更したエレメントを示す。変更したエレメントは、対応する基本となるエレメントと同様の特徴および利点を有する。本実施例では、中性子吸収物質１２４は、核分裂性物質１２２上のコーティングとして付与される。例えば、核分裂性物質１２２は、該物質の外周面の一部又は全体に亘り中性子吸収物質１２４によってコーティングされるペレットとしてもよい。
【００１５】
中性子吸収物質１２４は、蒸着又は他の適正な方法により付着する。中性子吸収物質１２４のコーティングの厚さは調整可能であり、該調節は、重量パーセントに基づき、核燃料１２０が図１を参照して説明した量の中性子吸収物質１２４を含むようになされる。
【００１６】
図３は、図２の実施例と若干類似する核燃料２２０の他の実施例を示す。本実施例では、核分裂性物質２２２は、中空被覆（ｈｏｌｌｏｗ ｃｌａｄｄｉｎｇ）２２６内でコーティングされる。中性子吸収物質２２４は、核分裂性物質２２２の外周面に接するように、中空被覆２２６の内側面２２８に被覆される。核分裂性物質２２２は、ペレットとして中空被覆２２６内に付与され得る。例えば、中性子吸収物質２２４は、中空被覆２２６の内側面２２８に蒸着により付着し、つまり、中性子吸収物質２２４を残して蒸発する担体（キャリア）溶媒とともに「ペイント」される。
【００１７】
図４は、核燃料２０，１２０，２２０を用いる例示的な原子炉３４０の実施例を示す。原子炉３４０は核燃料２０とともに図示しているが、別の実施例として核燃料１２０，２２０を用いてもよいことを理解されたい。例えば、原子炉３４０は、航空宇宙車両に用いられる熱中性子炉である。核燃料２０は、減速材３４２内に位置する。核燃料２０および減速材３４２は、放射能の漏出を防ぐ容器３４４に包含される。冷却システム３４６は、下流での使用（例えば、発電）のため冷媒を加熱するように容器３４４内のコアを通して、水やＮａＫ−７８などの冷媒を循環させる。制御棒３４８を用いて周知の方法で出力を減速させてもよい。さらに、特定の実施態様に応じて、反射体（リフレクタ）などの他の構成要素を用いてもよい。
【００１８】
図示した実施例において特徴部分を組み合わせて説明したが、開示した種々の実施例の利益を得るために、全ての特徴部分を組み合わせる必要はない。換言すると、本開示の実施例により設計されたシステムは、必ずしも全ての図示した特徴部分を具備する必要はない。さらに、一実施例における特定の特徴部分と、他の実施例における特定の特徴部分とを組み合わせてもよい。
【００１９】
上記説明は例示的なものであり、限定的なものではない。当業者であれば、本開示の本質から逸脱することなく、開示した実施例に対して種々の変更や修正がされ得ることを理解されるであろう。本開示に付与される法的保護の範囲は、以下の特許請求の範囲を検討することによって判断され得る。
【符号の説明】
【００２０】
２０，１２０，２２０ 核燃料
２２，１２２，２２２ 核分裂性物質
２４，１２４，２２４ 中性子吸収物質
２２６ 中空被覆
２２８ 内側面
３４０ 原子炉
３４２ 減速材
３４４ 容器
３４６ 冷却システム
３４８ 制御棒
【特許請求の範囲】
【請求項１】
核分裂性物質と、
核分裂性物質に接する中性子吸収物質と、
を含むことを特徴とする核燃料組成物。
【請求項２】
中性子吸収物質はサマリウムを含むことを特徴とする請求項１に記載の核燃料組成物。
【請求項３】
中性子吸収物質は、２５重量％〜７５重量％のサマリウムおよび残余の希土類元素を含むことを特徴とする請求項２に記載の核燃料組成物。
【請求項４】
希土類元素はガドリニウムであることを特徴とする請求項３に記載の核燃料組成物。
【請求項５】
中性子吸収物質は、３０重量％〜４０重量％のサマリウムを含むことを特徴とする請求項３に記載の核燃料組成物。
【請求項６】
中性子吸収物質は、３５重量％〜３８重量％のサマリウムを含むことを特徴とする請求項３に記載の核燃料組成物。
【請求項７】
核分裂性物質および中性子吸収物質の総重量の０．５重量％以下の中性子吸収物質を含むことを特徴とする請求項１に記載の核燃料組成物。
【請求項８】
前記総重量の０．１重量％以下の中性子吸収物質を含むことを特徴とする請求項７に記載の核燃料組成物。
【請求項９】
前記総重量の０．０５重量％以下の中性子吸収物質を含むことを特徴とする請求項７に記載の核燃料組成物。
【請求項１０】
中性子吸収物質は、核分裂性物質内で分散することを特徴とする請求項１に記載の核燃料組成物。
【請求項１１】
中性子吸収物質は、核分裂性物質のペレット上に施されるコーティングであることを特徴とする請求項１に記載の核燃料組成物。
【請求項１２】
核分裂性物質は、ウラン−ジルコニウム−水酸化物（ＵＺｒＨｘ）を含み、中性子吸収物質は、サマリウムを含むことを特徴とする請求項１に記載の核燃料組成物。
【請求項１３】
核分裂性物質と、
核分裂性物質に接する中性子吸収物質と、
を含むことを特徴とする原子炉。
【請求項１４】
中性子吸収物質は、核分裂性物質内で分散することを特徴とする請求項１３に記載の原子炉。
【請求項１５】
中性子吸収物質は、核分裂性物質のペレット上に施されるコーティングであることを特徴とする請求項１３に記載の原子炉。
【請求項１６】
核分裂性物質を含有する中空被覆をさらに含み、中性子吸収物質は、中空被覆の内側面に施されるコーティングであることを特徴とする請求項１３に記載の原子炉。
【請求項１７】
核燃料を固有の亜臨界状態にする方法であって、
核分裂性物質および核分裂性物質に接する中性子吸収物質から核燃料を形成するステップを含み、
中性子吸収物質は、中性子の熱エネルギーの範囲と重なる中性子吸収エネルギーの範囲を有し、これにより、核燃料を固有の亜臨界状態にすることを特徴とする方法。
【請求項１８】
核分裂性物質内で中性子吸収物質を分散させるステップを含むことを特徴とする請求項１７に記載の方法。
【請求項１９】
核分裂性物質および中性子吸収物質の総重量に対して、０．５重量％以下の中性子吸収物質を核分裂性物質内で分散させるステップを含むことを特徴とする請求項１７に記載の方法。
【請求項２０】
コーティングとして中性子吸収物質を付着させるステップを含むことを特徴とする請求項１７に記載の方法。
【請求項１】
核分裂性物質と、
核分裂性物質に接する中性子吸収物質と、
を含むことを特徴とする核燃料組成物。
【請求項２】
中性子吸収物質はサマリウムを含むことを特徴とする請求項１に記載の核燃料組成物。
【請求項３】
中性子吸収物質は、２５重量％〜７５重量％のサマリウムおよび残余の希土類元素を含むことを特徴とする請求項２に記載の核燃料組成物。
【請求項４】
希土類元素はガドリニウムであることを特徴とする請求項３に記載の核燃料組成物。
【請求項５】
中性子吸収物質は、３０重量％〜４０重量％のサマリウムを含むことを特徴とする請求項３に記載の核燃料組成物。
【請求項６】
中性子吸収物質は、３５重量％〜３８重量％のサマリウムを含むことを特徴とする請求項３に記載の核燃料組成物。
【請求項７】
核分裂性物質および中性子吸収物質の総重量の０．５重量％以下の中性子吸収物質を含むことを特徴とする請求項１に記載の核燃料組成物。
【請求項８】
前記総重量の０．１重量％以下の中性子吸収物質を含むことを特徴とする請求項７に記載の核燃料組成物。
【請求項９】
前記総重量の０．０５重量％以下の中性子吸収物質を含むことを特徴とする請求項７に記載の核燃料組成物。
【請求項１０】
中性子吸収物質は、核分裂性物質内で分散することを特徴とする請求項１に記載の核燃料組成物。
【請求項１１】
中性子吸収物質は、核分裂性物質のペレット上に施されるコーティングであることを特徴とする請求項１に記載の核燃料組成物。
【請求項１２】
核分裂性物質は、ウラン−ジルコニウム−水酸化物（ＵＺｒＨｘ）を含み、中性子吸収物質は、サマリウムを含むことを特徴とする請求項１に記載の核燃料組成物。
【請求項１３】
核分裂性物質と、
核分裂性物質に接する中性子吸収物質と、
を含むことを特徴とする原子炉。
【請求項１４】
中性子吸収物質は、核分裂性物質内で分散することを特徴とする請求項１３に記載の原子炉。
【請求項１５】
中性子吸収物質は、核分裂性物質のペレット上に施されるコーティングであることを特徴とする請求項１３に記載の原子炉。
【請求項１６】
核分裂性物質を含有する中空被覆をさらに含み、中性子吸収物質は、中空被覆の内側面に施されるコーティングであることを特徴とする請求項１３に記載の原子炉。
【請求項１７】
核燃料を固有の亜臨界状態にする方法であって、
核分裂性物質および核分裂性物質に接する中性子吸収物質から核燃料を形成するステップを含み、
中性子吸収物質は、中性子の熱エネルギーの範囲と重なる中性子吸収エネルギーの範囲を有し、これにより、核燃料を固有の亜臨界状態にすることを特徴とする方法。
【請求項１８】
核分裂性物質内で中性子吸収物質を分散させるステップを含むことを特徴とする請求項１７に記載の方法。
【請求項１９】
核分裂性物質および中性子吸収物質の総重量に対して、０．５重量％以下の中性子吸収物質を核分裂性物質内で分散させるステップを含むことを特徴とする請求項１７に記載の方法。
【請求項２０】
コーティングとして中性子吸収物質を付着させるステップを含むことを特徴とする請求項１７に記載の方法。
【図１Ａ】
【図１Ｂ】
【図２】
【図３】
【図４】
【図１Ｂ】
【図２】
【図３】
【図４】
【公開番号】特開２０１２−８１２８（Ｐ２０１２−８１２８Ａ）
【公開日】平成２４年１月１２日（２０１２．１．１２）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２０１１−１３８０１１（Ｐ２０１１−１３８０１１）
【出願日】平成２３年６月２２日（２０１１．６．２２）
【出願人】（５００１０７７６２）ハミルトン・サンドストランド・コーポレイション (165)
【氏名又は名称原語表記】ＨＡＭＩＬＴＯＮ ＳＵＮＤＳＴＲＡＮＤ ＣＯＲＰＯＲＡＴＩＯＮ
【住所又は居所原語表記】Ｏｎｅ Ｈａｍｉｌｔｏｎ Ｒｏａｄ， Ｗｉｎｄｓｏｒ Ｌｏｃｋｓ， ＣＴ ０６０９６−１０１０， Ｕ．Ｓ．Ａ．
【公開日】平成２４年１月１２日（２０１２．１．１２）
【国際特許分類】
【出願日】平成２３年６月２２日（２０１１．６．２２）
【出願人】（５００１０７７６２）ハミルトン・サンドストランド・コーポレイション (165)
【氏名又は名称原語表記】ＨＡＭＩＬＴＯＮ ＳＵＮＤＳＴＲＡＮＤ ＣＯＲＰＯＲＡＴＩＯＮ
【住所又は居所原語表記】Ｏｎｅ Ｈａｍｉｌｔｏｎ Ｒｏａｄ， Ｗｉｎｄｓｏｒ Ｌｏｃｋｓ， ＣＴ ０６０９６−１０１０， Ｕ．Ｓ．Ａ．
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