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水素減速自己制御型原子力発電モジュール（HPM）は、コンパクト自己制御型可搬式原子炉（ComStar）とも呼ばれ、[ 1 ]中性子減速材として水素化物を使用するタイプの原子力発電炉です。燃料と中性子減速材はウラン水素化物UH 3であり、高温（500～800 °C）でウランと水素に還元されるため、設計は本質的に安全です[ 2 ] 。気体状の水素は炉心から出て、劣化ウランなどの水素吸収材に吸収されるため、臨界性が低くなります。これは、温度が上昇すると中性子減速が低下し、炉心内の核分裂反応が抑制され、炉心温度が低下することを意味します。これは、炉心からより多くのエネルギーが取り出されると、減速が上昇し、核分裂プロセスが促進されてより多くの熱が発生することを意味します。
このタイプの原子炉の概念は、ニューメキシコ州のロスアラモス国立研究所（LANL）の科学者であるオーティス・ピーターソンとロバート・キンプランドによって開発されました。[ 3 ]オーティス・G・ピーターソン博士は、2002年にこの原子炉の概念で連邦研究所コンソーシアム賞の注目すべき技術開発部門を受賞しました。[ 4 ]この技術はその後、ロスアラモス国立研究所との技術移転プログラムおよび共同研究開発協定（CRADA）に基づき、ハイペリオン・パワー・ジェネレーションに独占的にライセンス供与されています。
この原子炉は、世界中の研究機関や大学で運用されているTRIGA研究炉や、宇宙用途向けに開発されたSNAP-10A原子炉といくつかの特徴を共有している。
特許出願によれば、この原子炉は他の原子炉設計とは一線を画す顕著な特徴を備えている。[ 5 ]原子炉は、現代の軽水炉の燃料棒を構成する通常の金属ウランや二酸化ウランではなく、ウラン235が5%に「低濃縮」された水素化ウラン（UH3 ）（残りはウラン238）を核燃料として使用している。実際、出願書類の中では、燃料棒と制御棒を用いた現代の「棒」ベースの設計は、提案されている原子炉設計から完全に省略され、代わりに、粒状水素化ウランの「容器」を通る熱交換器に熱を伝える受動ヒートパイプを備えた「容器」設計が採用されている。使用される冷却材はカリウムである可能性が高い。
問題となっている原子炉設計では、十分な温度と圧力の水素ガスが（粒状のウラン金属で構成された）炉心に導入され、ウラン金属と反応して水素化ウランを生成すると発電を開始します。水素化ウランは核燃料であると同時に中性子減速材でもあります。他の中性子減速材と同様に、中性子を十分に減速させて核分裂反応を起こさせます。水素化ウラン中のウラン235原子は核燃料としても機能します。核反応が始まると、約800 ℃ （1,500 °F）の一定温度に達するまで反応が続きます。この温度に達すると、水素化ウランの化学的性質により、水素化ウランは化学的に分解して水素ガスとウラン金属に変化します。水素化ウランの化学的分解による中性子減速効果の喪失は、結果として反応を減速させ、最終的には停止させます。温度が許容レベルに戻ると、水素は再びウラン金属と結合して水素化ウランを形成し、減速効果が回復して核反応が再び始まる。
これにより、原子炉は自己制御型の動的システムとなります。温度が上昇すると核反応度は大幅に低下し、温度が低下すると核反応度は大幅に上昇します。したがって、この原子炉設計は自己制御型であり、メルトダウンは起こり得ず、本質的に安全です。安全性の観点から見ると、この設計はウランジルコニウム水素化物（UZrH）燃料を使用するTRIGA原子炉で使用されている技術を活用しており、TRIGA原子炉は米国原子力規制委員会から無人運転の認可を受けた唯一の原子炉です。
原子炉の設計仕様によれば、ウラン水素化物炉心は、劣化ウランまたはトリウム製の水素吸収貯蔵トレイに囲まれています。貯蔵トレイは、炉心から水素ガスを脱着または吸収することができます。通常運転時（運転温度は約550 ℃（1,000 °F））には、貯蔵トレイは水素ガスを炉心に放出するのに十分な高温に保たれます。貯蔵トレイは、ヒートパイプと外部熱源によって加熱または冷却されます。したがって、定常状態では、ウラン水素化物炉心は貯蔵トレイの温度に追従します。ウラン水素化物炉心から突き出ている他のヒートパイプは、炉心から発生した熱を熱交換器に伝達し、熱交換器は蒸気タービン発電機に接続して発電することができます。
唯一の危険性は、すべての核物質に共通する放射線の危険性ですが、原子炉の設計は地下に埋設され、5年ごとに燃料交換のために掘り起こされるだけであり、その際に適切な安全対策が講じられれば、放射能被ばくは比較的些細な問題となるため、この危険性は大幅に軽減されます。使用済み燃料も懸念事項ですが、この設計の使用済み燃料を核燃料リサイクルに適したものにする特定の技術と利点により、この懸念は軽減されます。特に、この設計の特許出願では、このタイプの原子炉でウラン燃料サイクルではなくトリウム燃料サイクルを使用することで、現在標準的な使用済み燃料に見られるよりもはるかに高いリサイクル可能性が得られることが示されています。さらに、ウラン水素化物は最大50%の高い燃料燃焼度を実現できる能力があり、これは通常5%の燃焼度を達成する軽水炉とは対照的です。
水素化物原子炉の設計では、いわゆるゾーン精製プロセスを分離に利用できるため、使用済み燃料の再処理が簡素化され、より経済的になります。 [ 6 ]
提案されている原子炉設計は、 27MWe （70MWth ）の電力を供給でき、重量は18～20 トン、 直径は約1.5メートル、組立ラインで大量生産され、7～10年間無人・無燃料運転が可能となる見込みだ。コストは、石炭、従来型原子力、天然ガスといった既存のエネルギー源と遜色ないものになると予測されている。
この種の原子炉のプロトタイプはまだ実現されていませんが、核反応プロセスはMCNPを用いてモデル化されています。ウラン水素化物原子炉の概念は斬新であるため、ガス流動ダイナミクス、材料の選択と性能（特に水素脆化と水素化物の自然発火性）、放射線損傷、核分裂生成物の蓄積に関して、さらなる実験的研究が必要となります。また、貯蔵トレイの遠隔温度制御や、必要に応じてこれらのトレイを冷却して炉心から水素を吸収させることも課題となります（吸収自体が熱を放出するため、貯蔵トレイがさらに水素を吸収する前に、まずその熱を排出する必要があります）。
HPM の概念は、1950 年代の研究に基づいています。当時、カリフォルニア大学放射線研究所 (現在のローレンス・リバモア国立研究所) は、熱核兵器の点火用として小型の核分裂装置を必要としていました。その目的は、最小限の核分裂性物質のみを使用して、点火するのに十分な爆発を起こすことでした。これは、臨界質量を減らすために水素を使用したUpshot–Knothole 作戦[ 7 ]で試みられました。Ruthと Ray というコードネームの試験爆発では、コアにウラン水素化物が使用されました。Ruth では水素同位体プロチウム( 1 H ) が、Ray では水素同位体重水素( 2 H または2 D ) が中性子減速材として使用されました。予測された収量は、Ruth で 1.5 ～ 3 kt TNT、Ray で 0.5 ～ 1 kt TNT でしたが、試験では約 200 トンの TNT しか得られませんでした。
HPM技術は、Hyperion Power Generation , Inc.によって開発・商品化されていました。Hyperionは、遠隔地の産業施設や住宅施設向けの中小規模用途、すなわち2万世帯（米国では一般的）から10万世帯（米国以外では一般的）を対象とする量産市場をターゲットとしていました。同社は、ユニットは密閉容器で配送され、現場で開封する必要がないため、ほとんどメンテナンスフリーになると主張していました。同社は、ユニットを工場で大量生産し、トラックで配送し、5年から10年後（電力消費量による）に回収して再処理することを計画していました。
しかし、2009年11月、ハイペリオン・パワー・ジェネレーションは、ウラン水素化物原子炉の設計には長い開発と規制認可プロセスが必要であることを理由に、ウラン窒化物に基づく鉛冷却高速炉の設計を電力モジュールに採用することを決定した。[ 8 ]
ハイペリオン（後にGen4 Energyに社名変更）は、2018年4月1日に事業を停止した。2016年1月にエネルギー省からの2回目の助成金交付で落選した後、