水素減速自己制御型原子力発電モジュール

水素減速自己制御型原子力発電モジュール（HPM）は、小型自己制御型可搬型原子炉（ComStar）^{[1]とも呼ばれ、}中性子減速材として水素化物を使用するタイプの原子炉です。燃料と中性子減速材がウラン水素化物UH3_であり、高温（500〜800℃）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]。ガス状の水素は炉心から出て、劣化ウランなどの水素吸収物質に吸収されるため、臨界状態が低下します。つまり、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弱まり、炉心温度が低下します。つまり、炉心から取り出されるエネルギーが増えると減速が上昇し、核分裂プロセスが刺激されてより多くの熱が発生します。

このタイプの原子炉のコンセプトは、ニューメキシコ州ロスアラモス国立研究所（LANL）の科学者オーティス・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年にこの原子炉のコンセプトにより、注目すべき技術開発部門で連邦研究所コンソーシアム賞を受賞しました。 ^[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契約（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研究原子炉や、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ます。

特許出願^[5]によれば、この原子炉の設計には、他の原子炉設計とは一線を画す注目すべき特徴がいくつかある。原子燃料として、現代の軽水炉の燃料棒を構成する通常の金属ウランまたは二酸化ウランではなく、ウラン235が5%まで「低濃縮」されたウラン水素化物（UH 3 _）（残り はウラン238）を使用する。実際、出願では、燃料棒と制御棒を備えた現代の「棒」ベースの設計は、提案された原子炉設計から完全に省略され、粒状のウラン水素化物の「タブ」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「タブ」設計が採用されている。使用される可能性のある冷却剤はカリウムである。

問題の原子炉設計では、十分な温度と圧力の水素ガスが炉心（粒状のウラン金属でできている）に導入され、ウラン金属と反応してウラン水素化物を形成すると発電が開始される。ウラン水素化物は核燃料であると同時に中性子減速材でもある。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るようであり、水素化物内の U-235 原子も核燃料として働く。核反応が始まると、一定の温度、約 800 °C（1,500 °F）に達するまで反応が続くが、そこでウラン水素化物の化学的性質により化学的に分解して水素ガスとウラン金属に変わる。ウラン水素化物の化学的分解による中性子減速の喪失によって反応が遅くなり、最終的には停止する。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ウラン水素化物を形成し、減速が回復して核反応が再び始まります。

これにより、原子炉は自己制御型の動的システムとなり、温度が上昇すると原子核反応性が大幅に低下し、温度が低下すると原子核反応性が大幅に上昇します。したがって、この原子炉の設計は自己制御型であり、メルトダウンは不可能であり、設計は本質的に安全です。安全性の観点から、この設計はTRIGA原子炉で使用されている技術を活用しています。TRIGA原子炉はウランジルコニウム水素化物（UZrH）燃料を使用し、米国原子力規制委員会によって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でできた水素吸収貯蔵トレイに囲まれている。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る。通常運転中（運転温度は約 550 °C（1,000 °F））、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る。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る。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従属する。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、炉心から発生した核熱を熱交換器に送り、熱交換器は電力生産のために 蒸気タービン発電機セットに接続することができる。

唯一の危険性は、あらゆる核物質、すなわち放射線によるものであるが、原子炉の設計は地中に埋められ、5年に一度燃料補給のために掘り起こされるだけであることから、この点は大幅に緩和されている。その時点で、適切な安全対策が講じられていると仮定すると、放射能への曝露は比較的些細な懸念事項である。使用済み燃料も懸念事項であるが、問題の設計の使用済み燃料を核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、この点は緩和されている。特に、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の代わりにトリウム燃料サイクルを使用すると、標準的な使用済み燃料で現在見られるよりもはるかに大きなリサイクルの可能性が得られることが示されている。さらに、ウラン水素化物は、通常5％の燃焼率を達成する軽水炉とは対照的に、最大50％の高い燃料燃焼率が可能となる。

使用済み燃料の再処理は、いわゆるゾーン精製プロセスを使用して分離できるため、水素化物原子炉の設計により簡素化され、より経済的になります。^[6]

_{どうやら、提案されている原子炉の設計は、27MW e}の電力または 70MW _thの電力を供給でき、重量は 18～20 トン、直径は約 1.5 メートルで、組立ラインで大量生産され、一度に最大 7～10 年間、無人で燃料補給なしで稼働できるものになるようです。コストは、石炭、従来の原子力、天然ガスなどの既存のエネルギー源と競合できると予想されています。

このタイプの原子炉のプロトタイプはまだ実現されていませんが、核プロセスはMCNPでモデル化されています。ウラン水素化物原子炉の概念は新しいため、ガスフローダイナミクス、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、核分裂片の蓄積に関して、さらなる実験作業が必要になります。さらに、貯蔵トレイの遠隔温度制御と、必要に応じてこれらのトレイを冷却してコアから水素を吸収するという課題があります (吸収自体によって熱が放出されるため、貯蔵トレイにさらに水素を吸収させる前に、まずこの熱を排出する必要があります)。

HPMの概念は、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）が熱核兵器の点火薬として小型の核分裂装置を必要とした1950年代の研究に基づいています。目的は、核分裂性物質の使用を最小限に抑えながら、点火するのに十分な爆発を起こすことでした。これはアップショット・ノットホール作戦で試みられ、^[7]臨界質量を下げるために水素が使用されました。コード名がルースとレイと呼ばれるテスト爆発では、炉心のウラン水素化物を使用しました。ルースは水素同位体プロチウム（¹ H）を使用し、レイは水素同位体重水素（² Hまたは² D）を中性子減速材として使用しました。予測された爆発強度は、ルースで1.5～3 kt TNT、レイで0.5～1 kt TNTでしたが、テストでは約200トンのTNTしか生成されませんでした。

HPM 技術は、 Hyperion Power Generation社によって開発され、商品化されています。Hyperion 社は、20,000 世帯 (米国では一般的) から 100,000 世帯 (米国以外では一般的) に電力を供給する、僻地の産業施設および住宅施設向けの小規模から中規模のアプリケーション向けの大量市場をターゲットにしています。ユニットは密閉されたコンテナで配送され、現場で開ける必要がないため、メンテナンスはほとんど不要になるとのこと。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 (電力消費量による) 後に再処理のために回収したいと考えています。^{[引用が必要]}

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設計の長期にわたる開発と規制認可プロセスを理由に、窒化ウランをベースにした別の鉛冷却高速炉設計を自社の発電モジュールに使用することを決定した。^[8]

ハイペリオンはその後Gen4 Energyにブランド名を変更し、2016年1月にエネルギー省からの第2回目の助成金を逃した後、2018年4月1日に廃業しました[4]。[5]

• 米国特許商標庁への特許出願
• Otis Peterson (2009 年 1 月 1 日)。「水素化物への大きな期待」。Nuclear Engineering International。Global Trade Media。2009 年 10 月 9 日時点のオリジナルよりアーカイブ。2009年 10 月 18 日閲覧。