特許ウォッチ

公開番号2025026778
公報種別公開特許公報(A)
公開日2025-02-25
出願番号2023131719
出願日2023-08-11
発明の名称重希ガス冷却増殖原子炉及び未臨界増殖原子炉及び申請書類
出願人個人
代理人
主分類G21D 5/06 20060101AFI20250217BHJP(核物理;核工学)
要約【課題】本発明の原子炉を世田谷、足立、奥多摩の氾濫川周辺に建ててエネルギー自給を図る。軽水炉使用済み核燃料を重希ガス冷却原子炉または未臨界炉で燃焼発電する。
【解決手段】出力密度が小さく、しかもボイド反応度係数がゼロの原子炉で発電する。固有の安全性は、出力規模を下げればいくらでも上がる。冷却材が喪失しても、空気や窒素で冷却可能であるようにする。被覆管内のU金属-超ウラン金属混合物が融点以上になって液体になっても、被覆管融点以下なら、U金属-超ウラン金属混合物が外部に漏洩する割合は小さい。
【選択図】図12
特許請求の範囲【請求項１】
重希ガス冷却増殖原子炉ガスタービン発電装置は、重希ガス冷却増殖原子炉と、複数基のガスタービン（３００）と、前記ガスタービン（３００）に接続する発電機（４００）と、前記ガスタービン（３００）に接続する冷却器（５００）と、ガス循環ポンプからなり、
重希ガス冷却増殖原子炉は、原子炉容器（１００）の外に敷設せる制御棒駆動機構と、原子炉容器（１００）中に内蔵する炉心（２００）からなり、
炉心（２００）は、正方格子状に配列させた十字型制御板（２１０）に隣接させた核燃料集合体（２３０）と、重希ガス冷却材（２５０）からなり、
核燃料集合体（２３０）は多数の核燃料棒（２３１）を正方格子状に束ねてなり、
核燃料棒（２３１）は、後記合金核燃料（２３２）を高さ数cmの円柱状の合金核燃料ペレット（２３３）にしてステンレス製またはジルコニウム合金の鞘である被覆管（２３４）に多数個堆積内包してなり、
合金核燃料（２３２）は、ウラン元素と超ウラン元素の冨化度が10wt%から6wt%の間の合金からなり、
重希ガス冷却材（２５０）は、前記核燃料棒（２３１）から熱を受け取って摂氏４５０度以下摂氏２８６度以上の高温重希ガスとなり、ガスタービン（３００）に流入し、ガスタービン（３００）から流出した低温重希ガスは冷却器（５００）で更に冷却されてガス循環ポンプ経由で原子炉容器（１００）中に戻り、
上記ガスタービン（３００）に接続せる発電機（４００）を回転させて発電することを特徴とする重希ガス冷却増殖原子炉ガスタービン発電装置。
続きを表示（約 3,200 文字）【請求項２】
核破砕中性子駆動未臨界増殖原子炉は、請求項1の原子炉容器（１００）の外に敷設せる中性子反射体駆動機構（２２４２）と、請求項1の原子炉容器（１００）の外に敷設せる加速器と、請求項1の原子炉容器（１００）の中に内蔵せる核破砕利用未臨界炉心（２２００）からなり、
核破砕利用未臨界炉心（２２００）は、可動中性子反射体（２２４１）と、正方格子状に配列させた核破砕核燃料集合体（２２３０）と、重希ガス冷却材（２５０）からなり、
核破砕核燃料集合体（２２３０）は多数の生核燃料合金棒（２２０３）と丸四角生核燃料合金函（２２３２）を正方格子状に束ねてなり、
生核燃料合金棒（２２０３）は、軽水炉使用済酸化物核燃料から再処理された合金である生核燃料合金（２２１０）を円柱状の生核燃料合金ペレット（２２３１）にして多数個を被覆管（２３４）に堆積内包してなり、
丸四角生核燃料合金函（２２３２）は、生核燃料合金（２２１０）を丸四角状にした丸四角生核燃料合金皿（２２３３）の多数枚堆積と、その上にビーム貫通口付きの中空丸四角生核燃料合金皿（２２３５）の多数枚堆積と、その上にビーム貫通口付きの中空丸四角中性子遮蔽体（２２５３）の堆積を、ステンレス製またはジルコニウム合金の函である丸四角被覆函（２２３４）に堆積内包し、
前記丸四角生核燃合金料函（２２３２）の頂部にはビーム管接続円筒（３１１０）を接続してなり、
ビーム管接続円筒（３１１０）は混合陽子ビーム管（３１００）に接続され、
外部に敷設せる加速器で加速された陽子・重陽子・三重陽子からなる混合陽子を高速ビーム化した混合陽子ビームをビーム管接続円筒（３１１０）経由で丸四角生核燃料合金皿（２２３３）に照射することにより生核燃料合金（２２１０）を核破砕し多数個の核破砕由来中性子を放出させ、前記核破砕由来中性子により丸四角生核燃料合金皿（２２３３）を核分裂させることを特徴とする核破砕中性子駆動未臨界増殖原子炉。
【請求項３】
核融合中性子駆動未臨界増殖原子炉１は、請求項１の原子炉容器（１００）の外に敷設せる中性子反射体駆動機構（２２４２）と、請求項２の加速器と、請求項１の原子炉容器（１００）の中に内蔵せる核融合利用未臨界炉心１（３２００）からなり、
核融合利用未臨界炉心１（３２００）は、請求項２の可動中性子反射体（２２４１）と、正方格子状に配列させた核融合核燃料集合体１（３２３０）と、重希ガス冷却材（２５０）からなり、
核融合核燃料集合体１（３２３０）は請求項２の多数の生核燃料合金棒（２２０３）と丸四角核融合核分裂函（３２３２）を正方格子状に束ねてなり、
丸四角核融合核分裂函（３２３２）は、請求項２の生核燃料合金（２２１０）を丸四角状にした丸四角生核燃料合金皿（２２３３）の多数枚堆積と、その上に重水素化リチウム６からなる丸四角ターゲット皿（３２３３）の堆積と、その上にビーム貫通口付きの中空丸四角生核燃料合金皿（２２３５）の多数枚堆積と、その上にビーム貫通口付きの中空丸四角中性子遮蔽体（２２５３）の堆積を、ステンレス製またはジルコニウム合金の函である丸四角被覆函（２２３４）に堆積内包し、
前記丸四角核融合核分裂函（３２３２）の頂部にはビーム管接続円筒（３１１０）を接続してなり、
ビーム管接続円筒（３１１０）は混合陽子ビーム管（３１００）に接続され、
請求項２の混合陽子ビームにおいて重陽子成分を多くした混合陽子ビームをビーム管接続円筒（３１１０）経由で丸四角ターゲット皿（３２３３）に照射することにより多数個の核融合由来中性子を放出させ、前記核融合由来中性子により生核燃料合金（２２１０）を核分裂させることを特徴とする核融合中性子駆動未臨界増殖原子炉１。
【請求項４】
核融合中性子駆動未臨界増殖原子炉２は、請求項２の中性子反射体駆動機構（２２４２）と、請求項２の加速器と、請求項１の原子炉容器（１００）の中に内蔵せる核融合利用未臨界炉心２（４２００）からなり、
核融合利用未臨界炉心２（４２００）は、請求項２の可動中性子反射体（２２４１）と、正方格子状に配列させた核融合核燃料集合体２（４２３０）と、重希ガス冷却材（２５０）からなり、
核融合核燃料集合体２（４２３０）は多数の生核燃料合金棒（２２０３）と丸四角核融合空洞函（４２３２）を正方格子状に束ねてなり、
丸四角核融合空洞函（４２３２）は、丸四角被覆函（２２３４）の頂部と底部にビーム管接続円筒（３１１０）を接続してなり、
各部のビーム管接続円筒（３１１０）は頂部と底部の各混合陽子ビーム管（３１００）に接続され、
頂部のビーム管接続円筒（３１１０）から重陽子成分が多い混合陽子ビームを照射し、底部のビーム管接続円筒（３１１０）から三重陽子成分が多い混合陽子ビームを同時刻に照射することにより丸四角核融合空洞函（４２３２）の中でビーム同士を衝突させ多数個の核融合由来中性子を放出させ、前記核融合由来中性子により生核燃料合金（２２１０）を核分裂させることを特徴とする核融合中性子駆動未臨界増殖原子炉２。
【請求項５】
単純重希ガス冷却増殖原子炉は、原子炉容器（１００）の外に敷設せる制御棒駆動機構と、原子炉容器（１００）中に内蔵する可動制御中空円柱（６５００）と、原子炉容器（１００）中に内蔵する単純炉心（７２００）と、前記単純炉心（７２００）の周囲の重希ガス冷却材（２５０）からなり、
可動制御中空円柱（６５００）は、炭化ホウ素を添加したステンレス製の中空円柱であって、制御棒駆動機構により後記上端閉円筒（６２３５）の外側を上下動が可能であり、
単純炉心（７２００）は核燃料扁平体（６２３０）であって、
核燃料扁平体（６２３０）は、後記易融性重金属添加合金核燃料（６２３２）の粒を扁平被覆容器（６２３４）に密封装荷してなり、
扁平被覆容器（６２３４）は扁平の容器上部に多数の上端閉円筒（６２３５）を敷設してなり、容器の扁平部と上記上端閉円筒（６２３５）の中にも、易融性重金属添加合金核燃料（６２３２）の粒を内蔵し、
易融性重金属添加合金核燃料（６２３２）は、生核燃料合金（２２１０）からウラン金属を除去して超ウラン金属の富化度が10wt%以下になる様に調節し、かつ、易融性重金属を添加した粒状核燃料であって、
重希ガス冷却材（２５０）は、原子炉容器（１００）の底部から前記核燃料扁平体（６２３０）の下面部を通り、核燃料扁平体（６２３０）側面を上昇し、前記核燃料扁平体（６２３０）の上面部を通り、原子炉容器（１００）の上部からガスタービン（３００）に流入し、ガス循環ポンプ経由で原子炉容器（１００）の底部に戻ることを特徴とする単純重希ガス冷却増殖原子炉。
【請求項６】
請求項１から請求項５における原子力施設を設置しようとする有限責任代行事業者が、国、地方の自治体、公共機関に申請・提出する書類は、
既設原子力発電所の新規立地関連書類のデジタル化読み込み専用ファイルATOM0と、本発明の原子炉施設のための修正読み込み専用ファイルNRATOMとし、
NRATOMを反映したATOM0への挿入箇所を赤文字にすると共に削除箇所には見え消し二重線を施して読み込み専用ファイルATOM1とし、
ATOM1から見え消し二重線箇所を削除すると共に赤線個所を黒文字にした暗号付き読み込み専用ファイルをATOM2とし、
ATOM0、NRATOM、ATOM1 、ATOM2を記憶した暗号付きUSBメモリーにして提出することを特徴とする原子力施設新規建設一括提出書類。

発明の詳細な説明【技術分野】
【０００１】
本発明は超ウラン元素の燃焼に係る。
続きを表示（約 8,800 文字）【背景技術】
【０００２】
安全性が高いと称して、減速材とヘリウムによる熱中性子により濃縮ウランを使用する原子炉の開発が進んでいるようだ。これ等は使用済み核燃料の取り扱いについては触れていない。累積する使用済み核燃料を更に増やそうとしているように見受けられる。
近頃、医療分野での加速器の技術開発が進んでいる。高エネルギーの中性子や陽子が手軽に利用できるになっている。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００３】
安全性が高いと叫ばれているヘリウム冷却原子炉が、米国で再度開発されようとしている。ヘリウムは米国に偏在している。日本には産地がない。ヘリウム冷却原子炉ガスタービン発電は特許文献１がある。
米国はドルを守るために1/4世紀毎に色々手を尽くしてきた。１；金本位制の採用、２；日本から“清”市場を奪うために“清”から銀を駆逐して“清”経済を破壊した、３；ドルを刷り過ぎて金不足になると石油売買をドルに限定した。石油が米国の意のままにならなくなってきているから、そのうち、種子や穀物だったり、再生可能エネルギーだったり、ウラン（核兵器級高濃縮ウランの副産物微濃縮ウランを軽水炉に買わせる。近頃はロシアから中濃縮ウランをかっているようだ）になろう。その時、ヘリウム冷却炉なら、ヘリウム売買をドルに限定することにより世界を支配できる（ただし、中濃縮ウランとLNG・石油をロシアから買っている）。その他、トンネル効果らしい核融合（軽水素とホウ素による核融合反応は、ヘリウムが副産物程度で放射能は発生させない。ホウ素の主産地は米国、トルコ、中国）と、色々手を尽くすだろう。
中国・北鮮は包囲されているつもり、対抗しているつもり、なのだろう。日本は米国に対抗するのではなく、三菱グループ・商社・汽船、IHIが程よく米国に従っているように見える。しかし、どこかで対抗策を取っておく必要がある。
米国は会社の都合を重視する傾向があるように見える、原子力分野の米国企業はヘリウム冷却炉を売り込もうとしている。米国追従では日本の技術が育たないし、新しい原子力技術が無くなってしまう。日本では、高次プルトニウムをどうやって減らすかが問題である。
熱中性子による燃焼ではプトニウム239(Pu239)が減って高次プルトニウム（Pu240,Pu241,Pu242）割合が多くなるだけである。
使用済み核燃料の最終処理場確保をしなくても済むようにしたい。熱中性子による燃焼によりプトニウム239(Pu239)を極力減らして高次プルトニウム（Pu240,Pu241,Pu242）割合が高くても可能な原子炉が欲しい。
酸化物核燃料や炭化物核燃料では、高次プルトニウム割合が大きく、自発中性子やアルファ線により中性子が発生する。当該中性子により酸化物核燃料や炭化物核燃料は核分裂反応をする。したがって、当該核燃料の保管貯蔵は困難が伴う。制御棒挿入により未臨界になっていても発熱する。
高次プルトニウムを多く含有した酸化物核燃料や炭化物核燃料は、原子炉停止時でも発熱が大きい。
使用済み核燃料の最終処理場確保をしなくても済むようにしたい。
従来、冷却材に使われていたヘリウムは質量が小さいから高速中性子を減速させ、増殖割合がそれほど高くはない。高速中性子による核分裂中性子数の増大を享受した増殖割合の増大がそれほど期待できない。
固有の安全性を持った原子炉は小型だろうから、多数基の敷設になる。そうなると安全審査に負担がかかるから単純な原子炉になる。従来の大型炉に対応していた安全審査とは別個のものにしないと、従来大型炉の再稼働に支障を来す。発電会社と製造会社が一体になって自主的に安全審査指針を作り自主的安全機関を作らねばならない。
再処理せずにまたは簡易再処理した核燃料で、何度でも燃焼させることができれば理想的である。
日本の国力は年々低下している。国力の上がる理由が見当たらない。昔の様に国際体制恩恵とか国際的特需と言った他力本願に頼っていたのでは心もとない。特に、エネルギーを確保しないことには、生活弱者救助は不可能だろう。輸入力が劣化していく中で、日本国内に有るものだけでエネルギー確保をしなければならない。日本が困ることを望むような少数新聞やマスコミに振り回されてはいけない。かといって、大正末期から昭和初期にかけての帝国軍人の様に新聞関係者を接待してはいけない。
人口減社会は止めようがなく、新規原発審査員も設計者も製造社も運転員も不足の社会である。人口減を前提とした人数効率の高い原子炉仕組や新規立地提出書類が必要である。
作業員の人数効率のためには、定期検査時の作業員放射線被曝防止のために、定検は炉内核燃料全量炉外に一時退避が必須となる。
特開平１０－３１９１６９
【課題を解決するための手段】
【０００４】
手段1は重希ガス冷却増殖原子炉ガスタービン発電装置。
重希ガス冷却増殖原子炉ガスタービン発電装置は、重希ガス冷却増殖原子炉と、（ECCS相補的）複数基のガスタービン（３００）と、前記ガスタービン（３００）に接続する発電機（４００）と、前記ガスタービン（３００）に接続する冷却器（５００）と、ガス循環ポンプからなる。
重希ガス冷却増殖原子炉は、原子炉容器（１００）の外に敷設せる制御棒駆動機構と、原子炉容器（１００）中に内蔵する炉心（２００）からなる。
炉心（２００）は、沸騰水型原子炉炉心と同様に正方格子状に配列させたハフニウムや焼結炭化ホウ素（B4C）またはＢ４Ｃ添加ステンレスからなる十字型制御板（２１０）に隣接させた核燃料集合体（２３０）と、重希ガス冷却材（２５０）からなる。
核燃料集合体（２３０）は多数の核燃料棒（２３１）を正方格子状に束ねてなる。
核燃料棒（２３１）は、後記合金核燃料（２３２）を高さ数cmの円柱状の合金核燃料ペレット（２３３）にしてステンレス製またはジルコニウム合金の鞘である被覆管（２３４）に多数個堆積内包してなる。
合金核燃料（２３２）は、ウラン元素と超ウラン元素の合金であって、超ウラン元素の冨化度は10wt%から6wt%の間である。
軽水炉MOX上限の１０ｗｔ％を考慮した。１０ｗｔ％以上では増殖が小さい。増殖すれば、燃焼による核分裂性物質の損耗は軽水炉使用済み核燃料補給で補える可能性がある。６ｗｔ％以下では臨界になり難い。
重希ガス冷却材（２５０）は、前記核燃料棒（２３１）から熱を受け取って摂氏４５０度以下摂氏２８６度以上の高温重希ガスとなり、当該原子炉から配管を貫流してガスタービン（３００）に流入し、ガスタービン（３００）から流出した低温重希ガスは冷却器（５００）で更に冷却されてガス循環ポンプ経由で原子炉容器（１００）中に戻る。
上記ガスタービン（３００）に接続せる発電機（４００）を回転させて発電する。
超ウラン元素は、ネプツニウム(Np)、プルトニウム(Pu)、アメリシウム(Am)、キューリウム(Cm)といった軽水炉の使用済み核燃料成分とした。核燃料再処理ではPuの単体抽出が行われないとした。超ウラン元素の冨化度が10wt%ということは残りの90wt%はウラン238(U238)が大部分である（ウラン235(U235)は1wt%以下）。不純物として微量の白金族が含有されている。
高温重希ガス温度が摂氏４５０度以上では合金核燃料（２３２）が溶ける恐れが出て安全性に問題が出る。摂氏２８６度以下では発電効率が悪くなる。
重希ガスはNe,Ar,Kr,Xeである。
相補的にECCSの電源とするために、ガスタービン（３００）は複数基有り、１基が停止しても他のガスタービンとそれに付随した発電機とで所内電源を確保する。
【０００５】
原子炉とは、「原子力基本法第三条第四号ただし書きの政令：原子核分裂の連鎖反応をすることができ、かつ、その反応の平衡状態を、中性子源を用いることなく持続することができ、又は持続する恐れのある装置以外のものとする。」となっている。
制御された核分裂連鎖反応を維持することができるように炉心や制御材駆動機構などを配置した装置と解釈できる。
JCO臨界事故起因での中性子源はU238の自発中性子であった。LWRでも原子炉が未臨界でなければ安定的な制御はできない。遅発中性子を制御するウランからも、超ウラン元素からも自発中性子が放出される。超ウラン元素やある種核分裂生成物からはアルファ線が放出され、当該アルファ線が酸素やベリリウムといった軽元素と衝突すると中性子を放出する。ある種核分裂生成物は遅発中性子源となって遅発中性子を放出する。とすると、原子炉外部に敷設した加速器から陽子ビ－ムを炉心に導入して陽子ビ－ムが間欠的であっても遅発中性子源を考慮すれば核分裂連鎖反応を維持することができる。
本発明では、「デジタル大辞典、小学館；原子炉はウラン、トリウム、プルトニウムなどの核分裂性物質を燃料とし、核分裂の連鎖反応を適度に制御しながら定常的に進行させ、そのエネルギーを利用できるようにした装置」とする。
本発明での炉心は「核燃料の存在が必須であり、核分裂連鎖反応が起こりうる領域を言い、核燃料や制御材や冷却材がある。冷却材は核燃料からの熱を除去するために必要である。したがって、冷却材は炉心周辺にあってもよい。制御材は炉心出力を調節ために必要である。したがって、制御材は炉心周辺にあってもよい。」とする
【０００６】
手段２は核破砕中性子駆動未臨界重希ガス冷却原子炉である。
核破砕中性子駆動未臨界増殖原子炉は、請求項1の原子炉容器（１００）の外に敷設せる中性子反射体駆動機構（２２４２）と、請求項1の原子炉容器（１００）の外に敷設せる加速器と、請求項1の原子炉容器（１００）の中に内蔵せる核破砕利用未臨界炉心（２２００）からなる。
核破砕利用未臨界炉心（２２００）は、可動中性子反射体（２２４１）と、正方格子状に配列させた核破砕核燃料集合体（２２３０）と、重希ガス冷却材（２５０）からなる。
核破砕核燃料集合体（２２３０）は多数の生核燃料合金棒（２２０３）と丸四角生核燃料合金函（２２３２）を正方格子状に束ねてなる。
生核燃料合金棒（２２０３）は、軽水炉使用済酸化物核燃料から再処理された合金（ウラン金属と超ウラン金属と核分裂生成物重金属）である生核燃料合金（２２１０）を高さ5cm程度の円柱状の生核燃料合金ペレット（２２３１）にして多数個を被覆管（２３４）に堆積内包してなる。核分裂生成物重金属は、核分裂生成物から軽元素を除去した金属である。例えば白金族元素である。PU239やPu241といった核分裂性物質が少ないから臨界にはなり難く、生核燃料合金（２２１０）を装荷した炉心は未臨界炉心と呼ぶことにする。
丸四角生核燃料合金函（２２３２）は、生核燃料合金（２２１０）を丸四角状にした丸四角生核燃料合金皿（２２３３）の多数枚堆積と、その上にビーム貫通口付きの中空丸四角生核燃料合金皿（２２３５）の多数枚堆積と、その上にビーム貫通口付きの中空丸四角中性子遮蔽体（２２５３）の堆積を、ステンレス製またはジルコニウム合金の函である丸四角被覆函（２２３４）に堆積内包してなる。
前記丸四角生核燃合金料函（２２３２）の頂部にはビーム管接続円筒（３１１０）を接続してなる。
ビーム管接続円筒（３１１０）は混合陽子ビーム管（３１００）に接続されている。
外部に敷設せる加速器で加速された陽子・重陽子・三重陽子からなる混合陽子を高速ビーム化した混合陽子ビームを上記ビーム管接続円筒（３１１０）経由で丸四角生核燃料合金皿（２２３３）に照射することにより丸四角生核燃料合金皿（２２３３）を核破砕し多数個の核破砕由来中性子を放出させる。
前記核破砕由来中性子により生核燃料合金（２２１０）を核分裂させることを特徴とする核破砕中性子駆動未臨界重希ガス冷却原子炉。
混合陽子ビ－ムが間欠的であっても遅発中性子源を考慮すれば核分裂連鎖反応を維持することができる。ウラン金属と超ウラン元素の多くは自発中性子を放出する。ウラン金属と超ウラン元素属の多くはアルファ粒子を放出するから、新たに発生した核分裂生成物の軽元素から中性子を発生させる。
【０００７】
手段３は核融合中性子駆動未臨界増殖原子炉１である。
核融合中性子駆動未臨界増殖原子炉１は、手段１の原子炉容器（１００）の外に敷設せる中性子反射体駆動機構（２２４２）と、手段２の加速器と、手段１の原子炉容器（１００）の中に内蔵せる核融合利用未臨界炉心１（３２００）からなる。
核融合利用未臨界炉心１（３２００）は、手段２の可動中性子反射体（２２４１）と、正方格子状に配列させた手段2の核融合核燃料集合体１（３２３０）と、重希ガス冷却材（２５０）からなる。
核融合核燃料集合体１（３２３０）は手段２の多数の生核燃料合金棒（２２０３）と丸四角核融合核分裂函（３２３２）を正方格子状に束ねてなる。
丸四角核融合核分裂函（３２３２）は、手段２の生核燃料合金（２２１０）を丸四角状にした丸四角生核燃料合金皿（２２３３）の多数枚堆積と、その上に重水素化リチウム６からなる丸四角ターゲット皿（３２３３）の堆積と、その上にビーム貫通口付きの中空丸四角生核燃料合金皿（２２３５）の多数枚堆積と、その上にビーム貫通口付きの中空丸四角中性子遮蔽体（２２５３）の堆積を、ステンレス製またはジルコニウム合金の函である丸四角被覆函（２２３４）に堆積内包し、
前記丸四角核融合核分裂函（３２３２）の頂部にはビーム管接続円筒（３１１０）を接続してなる。
ビーム管接続円筒（３１１０）は混合陽子ビーム管（３１００）に接続されている。
手段２の混合陽子ビームにおいて重陽子成分を多くした混合陽子ビームをビーム管接続円筒（３１１０）経由で丸四角ターゲット皿（３２３３）に照射することにより多数個の核融合由来中性子を放出させ、前記核融合由来中性子により生核燃料合金（２２１０）を核分裂させることを特徴とする核融合中性子駆動未臨界増殖原子炉１。
遅発中性子や自発中性子やアルファ粒子起因中性子で連続した核分裂を維持できる。
混合陽子ビームの三重陽子（T）が丸四角ターゲット皿（３２３３）の重水素（D）に衝突すると14MeVの中性子を生成する。
混合陽子ビームの重陽子（D）が丸四角ターゲット皿（３２３３）の重水素（D）に衝突すると2.45MeVの中性子を生成する。
混合陽子ビームの重陽子（D）が丸四角ターゲット皿（３２３３）のリチウム６（Li6）に衝突すると2.97MeVの中性子を生成する。
その他、中性子を生成しない種々の反応が起こり、ヘリウム３やヘリウム４やTや陽子(p)等が生成される。
水素から電子が離れると水素イオンとなり陽子（(p)そのものになる。
ビームのエネルギーはターゲットの結合エネルギーを切断するために消耗されるからビームのエネルギーは1MeV以上が望ましい。技術的発展が著しい医療用小型加速器で十分達成できる。
核分裂反応熱による発電の1部を加速器用心電力に使う。
燃焼が進むと核分裂性元素が増殖し、生核燃料合金棒（２２０３）のプルトニウム冨化度が高まり、臨界に近づき出力が増大する。
【０００８】
手段４は核融合中性子駆動未臨界増殖原子炉２である。
核融合中性子駆動未臨界増殖原子炉２は、原子炉容器（１００）の外に敷設せる手段２の中性子反射体駆動機構（２２４２）と、手段２の加速器と、手段１の原子炉容器（１００）の中に内蔵せる核融合利用未臨界炉心２（４２００）からなる。
核融合利用未臨界炉心２（４２００）は、手段２の可動中性子反射体（２２４１）と、正方格子状に配列させた核融合核燃料集合体２（４２３０）と、重希ガス冷却材（２５０）からなる。
核融合核燃料集合体２（４２３０）は多数の生核燃料合金棒（２２０３）と丸四角核融合空洞函（４２３２）を正方格子状に束ねてなる。
丸四角核融合空洞函（４２３２）は、丸四角被覆函（２２３４）の頂部と底部にビーム管接続円筒（３１１０）を接続してなる。
各部のビーム管接続円筒（３１１０）は頂部と底部の各混合陽子ビーム管（３１００）に接続されている。
頂部のビーム管接続円筒（３１１０）から重陽子成分が多い混合陽子ビームを照射し、底部のビーム管接続円筒（３１１０）から三重陽子成分が多い混合陽子ビームを同時刻に照射することにより丸四角核融合空洞函（４２３２）の中でビーム同士を衝突させ多数個の核融合由来中性子を放出させ、前記核融合由来中性子により生核燃料合金（２２１０）を核分裂させることを特徴とする核融合中性子駆動未臨界増殖原子炉２。
混合陽子ビームは手段３で述べた通りである。
混合陽子ビームの三重陽子（T）が、混合陽子ビームの重陽子（D）と衝突すると14MeVの中性子を生成する。
【０００９】
手段５は単純重希ガス冷却増殖原子炉である。
単純重希ガス冷却増殖原子炉は、原子炉容器（１００）の外に敷設せる制御棒駆動機構と、原子炉容器（１００）中に内蔵する可動制御中空円柱（６５００）と、原子炉容器（１００）中に内蔵する単純炉心（７２００）と、前記単純炉心（７２００）の周囲を流れる重希ガス冷却材（２５０）からなる。
可動制御中空円柱（６５００）は、炭化ホウ素を添加したステンレス製の中空円柱であって、制御棒駆動機構により後記上端閉円筒（６２３５）の外側を上下動が可能である。
単純炉心（７２００）は核燃料扁平体（６２３０）である。
核燃料扁平体（６２３０）は、後記易融性重金属添加合金核燃料（６２３２）を扁平被覆容器（６２３４）に密封装荷してなる。
扁平被覆容器（６２３４）は扁平の容器上部に多数の上端閉円筒（６２３５）を敷設してなり、容器の扁平部と上記上端閉円筒（６２３５）の中にも、易融性重金属添加合金核燃料（６２３２）の粒を内蔵している。
易融性重金属添加合金核燃料（６２３２）は、生核燃料合金（２２１０）からウラン金属を除去して超ウラン金属の富化度が10wt%以下になる様に調節し、かつ、易融性重金属を添加した粒状核燃料である。最近の乾式再処理ではウラン金属を除去することが容易である。易融性重金属には、ガリウム(Ga)、ビスマス(Bi)、鉛（Pb）、錫（Sn）、カドミウム(Cd)がある。Cdは熱中性子を吸収するから、ηの低下を防ぐ。鉛ビスマス合金は融点が低い。
重希ガス冷却材（２５０）は、原子炉容器（１００）の底部から前記核燃料扁平体（６２３０）の下面部を通り、核燃料扁平体（６２３０）側面を上昇し、前記核燃料扁平体（６２３０）の上面部を通り、原子炉容器（１００）の上部からガスタービン（３００）に流入し、ガス循環ポンプ経由で原子炉容器（１００）の底部に戻ることを特徴とする単純重希ガス冷却増殖原子炉。
冷却材は、重希ガスの代わりに鉛やビスマスといった、空気と反応し難い低融点重金属でもよい。その時は、水蒸気タービンを利用することになる。
核燃料交換は原子炉容器（１００）の交換になる。その時、原子炉容器（１００）はただの空洞容器である。
【００１０】
手段６は原子力施設新規建設一括提出書類である。
手段１から手段５における原子力施設を設置しようとする有限責任代行事業者が国、地方の自治体、公共機関に申請・提出する書類である。
既設原子力発電所の新規立地関連書類のデジタル化読み込み専用ファイルATOM0と、本発明の原子炉施設のための修正読み込み専用ファイルNRATOMとする。
NRATOMを反映したATOM0への挿入箇所を赤文字にすると共に削除箇所には見え消し二重線を施して読み込み専用ファイルATOM1とする。
ATOM1から見え消し二重線箇所を削除すると共に赤線個所を黒文字にした暗号付き読み込み専用ファイルをATOM2とする。
ATOM0、NRATOM、ATOM1 、ATOM2を記憶した暗号付きUSBメモリーにして提出したことを特徴とする原子力施設新規建設一括提出書類。
対象となる書類は、法律・法令・規制・告知に関する国や地方の自治体や公共機関に申請・提出する書類である。
必要な個所の検索が即座にできる。
提出日日付順や系統毎に並べ替えることができる。
（【００１１】以降は省略されています）

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