高速炉の急速な進歩

高速中性子炉システムは、既存の熱炉に比べてウランから60倍のエネルギーを抽出する可能性があり、放射性廃棄物の負担を大幅に削減することに貢献している。原子炉や関連する燃料サイクル技術を積極的に開発している多くの国では、後半に大きな進歩が遂げられています。

それは液体金属冷却高速中性子炉で、4つの電球のフラッシュで、私たちの世界が原子力によって動力を供給できる可能性を照らしました。しかし、その先駆的な瞬間がDec. 20,1951,アイダホ州のアルゴンヌ国立研究所の実験増殖炉I(EBR I)で,指数関数的に原子力技術の領域を拡大する無数のブレークスルーを生み出しました,高速中性子炉は、商業的にとらえどころのないままでした.

1. 実験増殖炉I（EBR I）は、原子力エネルギーから使用可能な量の電気を生成する最初の原子炉となった新しい時代を迎えました。それはDecでこの偉業を達成しました。昭和20年（1951年）、四つの電球を点灯させることによって。翌日、EBR Iの出力が増強され、その時点から1964年に廃止されるまで、EBR Iはしばしば建物に電力を供給するために必要なすべての電力を生成しました。出典：アルゴンヌ国立研究所

アルゴンヌのブレークスルー（図1）に続く数十年間で、原子炉が急速に消費するよりも多くの燃料を”繁殖”できるという概念は、ソ連、英国、フランス、ドイツ、日本、インドなどの少数の国で採用された国家研究の柱となった。しかし、現在までに約20基の高速炉が運転されており、一部は1950年代以降、商業容量で運転されているのはフランスの1,250MWeの商業プロトタイプSuperphenixであり、1985年から1998年までは政治的理由で閉鎖されていた。

しかし、最近では技術の進歩と運用経験の増加により、高速炉技術への関心が再び高まっているようです。 2016年の終わりに、ロシアはBn-800をベロヤルスク原子力発電所（2016年11月のパワートップ発電所の受賞者）にオンラインで公開しました。「少なくとも16の他の高速炉プロジェクトは、米国、フランス、ベルギー、ルーマニア、ロシア、中国、韓国、インド、日本が主導して展開に近づいています。これらのプロジェクトの2つ—ロシアのBN-1200と中国のCDFBR-1200—は、2030年までにオンラインになると商業プロジェクトになる可能性があります。

一方、今日、世界は核廃棄物に対する懸念に取り組んでおり、これまで以上に緊急性が高まっています。アルゴンヌは予測する：”現在、非常に少数の操作がありますが、彼らは最終的に数万年に世界のウランとトリウムのエネルギー供給を拡張し、使用される核燃料から長寿命の放射毒性を除去するために不可欠であることを証明します。”

高速炉: 別の品種
開発中の幅広い技術
より良い経済の探求
高速炉を減速させるその他のハードル

高速炉: 別の品種

Argonneが説明しているように、原子炉内の原子が「分裂」するか、またはいくつかの小さな断片に分裂すると、中性子は高エネルギー（速い速度）で放世界の原子力艦隊の大部分を構成する熱炉では、核分裂中性子は、水冷炉の水中の水素、重水冷却炉の重水の重水素、またはガス冷却炉のグラファイトの炭素など、原子炉内の軽原子との衝突によって低（熱）エネルギーに減速される。これらの原子炉の中性子のほとんどは、核分裂性核（通常はウラン235（U—235））と衝突することによってその後の核分裂を引き起こす可能性がある前に、低

「しかし、高速炉では、核分裂中性子は減速せず、代わりに高エネルギーで核分裂性核と衝突することによって核分裂を引き起こす」と研究室は述べた。「これは、熱中性子による核分裂よりも、高エネルギー中性子による核分裂からより多くの中性子が放出されるため、重要です。”原子炉内の各核分裂反応は一つの核分裂性原子を破壊するが、核分裂性原子は、中性子が肥沃な原子、通常はU-238との反応で捕獲されたときにも作成す”

基本的に、研究室は、高速増殖炉では、核分裂によって破壊されるよりも多くの核分裂性原子が生成されるように、余分なU-238が追加されていると説「これは、基本的に元のウラン鉱石（99.3％のU-238と0.7％のU-235）のすべてが高速増殖炉の原子炉燃料として使用できることを意味します。対照的に、元のウランの約1％だけが熱反応器で消費されます。「この効果は、高速炉が世界のウラン資源を約60倍に拡張できるということです。

第二に、より重要な利点は、高速炉が”核分裂によって、材料（プルトニウム、アメリシウム、キュリウムなど）を破壊することができる”ということです。）それは数百年以上のために放射性核燃料を使用する、”アルゴンヌは言いました。「これらの元素は、高速中性子と衝突すると非常によく分裂しますが、熱中性子と衝突するとはるかに小さくなるか、まったく分裂しません。したがって、これらの材料は、熱反応器のように廃棄物として機能するのではなく、高速反応器の燃料として動作する。高速炉のこの特徴は、廃棄物の最も長い半減期の部分をエネルギー資源として使用することによって、使用済み燃料処分問題をはるかに簡単にする。”

開発中の幅広い技術

国際原子力機関（IAEA）によると、完全閉サイクルで動作する高速炉システムが核燃料効率と廃棄物管理に提供する潜在的なブースト 2017年6月、ロシアで世界の高速炉と関連する燃料サイクルコミュニティのために開催された会議(昨年12月に発表された議事録)では、小規模から大規模までの広範な実証プロジェクトが研究、設計、建設中であると報告されました。

インドのインディラ-ガンディー原子研究センターの元所長であるSubhash Chandra Chetalが開会の演説で出席者に語ったように、研究の多様性は目まぐるしくなっている。 “高速炉のコミュニティは、高速炉には完璧な冷却剤がないことをよく認識しており、その選択は各国内だけでなく国際フォーラムでも時々審議されます。”第四世代に原子力エネルギーを進めるために2000年に設立された協会であるジェネレーションIV国際フォーラム（GIF）は、今日14カ国が加盟しており、約100の既存の概念を四つの高速中性子スペクトルカテゴリーに蒸留している。”

2. ロシアの”PRORYV”または”画期的な”プログラムの中心は、Rosatomの原子力工学部門OKBM Afrikantovによって設計されたBN—800高速炉の建設であり、最終的に2006年にベロヤルスクで第四のユニットとしてキックオフされた。 2016年12月に営業を開始した。礼儀：Rosatom

ナトリウム冷却高速炉（SFR）は、閉じた燃料サイクルを備えています。すべての概念の中で最も成熟した、20のSFRプロトタイプまたはデモンストレーションが世界中で建設され、400年以上の運転を提供してきました。例としては、ロシアのベロヤルスク4のBN-800(図2)、インドのFBTR、フランスのSuperPhenix、米国のEBR IおよびIIなどがあります。GE日立やTerraPowerなどの多くの民間企業もSFRに関心を示しています。

“将来の設計のためのフィードバックとして、材料、設計オプション、ナトリウム技術の観点から、将来の設計のための保持と廃棄の両方の価値の面で、非常に貴重な運転経験が運転中の高速炉から蓄積されている”とChetalは指摘した。最近の混合酸化物金属と炭化物燃料の試験では”優れた結果”が示されており、炉心構造材料の改善に伴い燃料の燃焼が体系的に増加しています。一方、”設計の詳細、製造の不備、建設材料、熱ストライピングの設計不備による異なる原子炉のナトリウム漏れの原因はかなりよく理解されており、将来の設計に組み込まれている。”しかし、”深刻な懸念はまだナトリウム漏れに関するいくつかの国で感じられている、と二次回路の二重壁配管は、いくつかの設計者によってナトリウムの火を避けるために選択されている、”と彼は言いました。

閉燃料サイクルの鉛冷却高速炉（LFR）。 LFRsは溶融鉛（または鉛系合金）によって冷却され、SFRsのように水および空気との迅速な反応を提供しません。 LFRsは、冷却剤の沸点が非常に高く（最大1743C）、蒸気圧が低いため、高温および大気圧に近い状態で動作します。冷却剤は、純粋な鉛または鉛の合金であり、最も一般的には、LBEとしても知られる鉛とビスマスの共晶混合物である。例としては、600MWのヨーロッパの大出力原子炉、ロシアのブレスト-300、および非常に長いコア寿命を特徴とするマイクロリアクター、SSTARが挙げられる。 Westinghouse、Hydromine、LeadColdのような民間企業もまた、基本的なLFR設計を開発しました。

燃料サイクルを閉じたガス冷却高速炉（GFR）。ヘリウムによって冷却されるｇｆｒは，Ｓｆｒのより長期的な代替として提案されている。 GIFは、革新的な原子力システムのいくつかの魅力的な機能を強調しました。 “化学的に不活性で、解離したり活性化したりしない単相冷却剤は透明であり、冷却剤ボイド係数はまだ正であるが、それは小さく、ドップラーフィードバックによって支配されている”と述べた。一方、炉心は比較的高い出力密度を有し、検査の改善と冷却剤の取り扱いの簡素化を提供する。その高い炉心出口温度は750F以上であるが、”高速炉の炉心における良好な中性子経済性に必要な高い出力密度で連続的に動作する燃料の能力に厄介な要求を置く”ことは、堅牢な燃料と構造的ニーズを必要とする不利な点であると述べた。民間のGFRシステムの中には、General AtomicsのEM2プロジェクトがあります。それでも、GIFによると、GFRの概念はまだ生存段階にあり、多くは2022年以前に性能段階に入っていません。

溶融塩炉（MSR）は、閉じた燃料サイクルを持つ熱および高速中性子の概念を持つ。 1950年代に開発されたコンセプトで、溶融塩を燃料と冷却剤の両方として、グラファイトを減速材として使用しています。 GIFによると、これらのタイプの液体燃料反応器は、固体燃料システムよりも重要な利点を持っています。これには、”原子炉をシャットダウンせずに燃料組成（肥沃/核分裂性）調整と燃料再処理の可能性、大量の超ウラン元素（Tru）による固体燃料製造/再製造の難しさを克服する可能性がある”などが含まれる。; （核分裂または核分裂性要素への核変換を受けるために液体燃料に残っているTruと）高い燃料の燃焼を達成することにより、より良い資源利用の可能性。”高速スペクトルMsrは、拡張された資源利用と廃棄物の最小化だけでなく、低圧、高沸点温度、および光透過性を含む高速炉と溶融塩技術の最高を提供し、

の例としては、トリウム燃料サイクルを持つSMOFARプロジェクト内でフランスが開発した1,400MWeのMSFRや、ロシアの1,000MWeのMOSARTプロジェクトなどがある。中国はまた、フッ化物塩冷却高温反応器、およびトリウム溶融フッ化物塩熱反応器を調査しています。一方、民間部門は世界中でいくつかのプロジェクトを開始しています。注目すべき企業には、TerraPower、Thorcon、Terrestrial Energy、Flibe Energy、Transatomic Power、Elysium Industries、Alpha Tech Research Corp.、およびKairos Powerがあります。

GIFはまた、研究開発の課題は多数あると指摘した。 “クローズド燃料サイクルを備えた液体燃料オプションでは、塩の性質（物理的、化学的、熱力学的特性）と塩中のアクチニドと核分裂生成物の溶解性、システム設計と安全性解析（高度な中性子および熱流体結合モデルの開発を含む）、先端材料の開発（溶融塩との相溶性および高温での高中性子フラックス下での挙動に関する研究を含む）、適切な溶融塩酸化還元制御に基づく腐食およびトリチウム放出防止を扱っている。; ヘリウムバブリングによる燃料塩からのガス状核分裂生成物抽出の効率的な技術の開発、燃料塩処理フローシート（アクチニド/ランタニド分離の還元抽出試験を含む）、液体燃料原子炉専用の安全-安心アプローチ（および増殖抵抗性）の開発。”コンセプトはまだ実現可能性または実行可能性の段階にあり、パフォーマンス段階は2025年まで開始されない可能性があると指摘した。

より良い経済の探求

議事録は高速炉の将来について一般的な楽観主義を示したが、いくつかの講演者は高速炉の進歩を妨げる可能性のある課題を認識した。 IAEAは、例えば、”高速中性子炉の可能性を最大限に達成し、原子力エネルギーの利用における真のブレークスルーに達するためには、研究技術開発は、経済競争力、厳格な安全性とセキュリティ要件、持続可能な開発、拡散抵抗と国民の受け入れの近代的な基準の充足を実証する必要があります。「

Chetalによると、これまでのところ実証と商業目的のためにSfrのみが構築されているため、より良い経済学の探求は情報の不足によって妨げられてい “SFRsの技術の実行可能性は、実験および実証炉で十分に実証されています。しかし、SFRの経済競争力はまだ十分に証明されていない”と彼は指摘した。 “と比較してSFRsの知覚より高いコストは、その成長を妨げています。 SFRとLWRの経済的比較は、現在、資本コスト、建設時間、および容量係数を改善する方法と手段を探すためにSfrに圧力をかけているウランのコストと強い連

ロシアの高速炉プロジェクトでは、すでに大幅な改善が行われている可能性があると、RosatomのPRORYVプロジェクトの専門家であるE.O.Adamovが示唆した。連邦プロジェクトは、2012年以来、ベロヤルスクでBN-800の運転から得られた知識を使用して、大規模な高速炉の使用のための技術基盤を作成しようとしています4. 現在までに、BN-600、1981年に建設された高速炉（ベロヤルスク3）は、拡大することができれば、ロシアのVVER技術に経済的に匹敵することが判明しています。アダモフ氏は、ロシアは現在、開発中であり、先行するBNモデルとは大きく異なるBN-1200が”熱中性子で最高の原子力発電所”と競合できることを証明しようとしていると述べた。”高速炉のエネルギーの平準化コストとコンバインドサイクルガスタービン（CCGT）発電所のロシアの条件下での比較は、重要な洞察をもたらした、と彼は指摘し一つは、オープン燃料サイクルを持つ熱炉を備えた原子力発電所は、”さらなる効率的な競争力のある開発を保証することはできません。しかし、BN-1200施設の確立された性能要件が達成されれば、高速炉はCcgt、さらには再生可能エネルギー源よりも容易に競争する可能性があると彼は言った。

インドは、タミル-ナードゥ州のカルパッカムで大幅に遅れた500MWの試作高速増殖炉（PFBR）の試運転を進めているが、再処理プラントのコストが高速炉の将来にとって重要であることを認識している。 “インドの評価は、原子炉と同じ場所で再処理と再加工のための高速炉燃料サイクル施設を共同で配置することが賢明であり、複数の原子炉用に設計されるべきであることを示している”とChetal氏は述べた。「これに照らして、pfbrの現場には、pfbr用の燃料要素と600MWのMOX原子炉2基を再処理して再製造するための高速炉燃料サイクル施設が建設中です。”

高速炉を減速させるその他のハードル

最初の種類の高速炉も、タイムリーなライセンスを取得するという面倒な課題に直面しています。 IAEA会議のいくつかのスピーカーが指摘したように、規制環境内の専門家は、高速炉の課題に精通している人はほとんどいません。高速炉施設用の部品の製造に必要な技術的専門知識の欠如だけでなく、それらを構築、委託、運用、維持、および廃止するために必要な技術的専門知識の欠如は、同様に重要である。

開発中の幅広いシステムに関する安全上の問題への対処も重要です。しかし、多くの研究は、特にSFRsに関連して、あまりにも、この面で進行中です。例えば、日本では、研究者は評価方法論を通じてリスクを研究しています。中国は腐食熱およびナトリウムの具体的な相互作用のためのSFR変数に基づいてわずかな条件のための安全コードを確立しました。フランスが日本と共同で開発している実証SFRプロジェクトであるASTRIDは、基本原理を備えた安全設計ガイドを提供しました。一方、ロシアのBN-1200の安全性評価では、3つのタイプの設計を超えた事故が特定されました：電力の損失（一次回路と二次回路のポンプが停止し、給水供給; 二つの制御棒の撤退による反応性の導入、および燃料集合体閉塞事故）。

これらすべての努力を包括することは、研究開発や技術的専門知識に関する情報共有を促進するための国際協力のますます複雑なネットワークです。 IAEAは、GIFとともに、革新的な原子炉と燃料サイクルに関する2000年に設立された国際プロジェクトを調整しています。一方、欧州持続可能な原子力産業イニシアチブは、フランスのASTRID、ルーマニアのLFRのALFRED、ベルギーの鉛ビスマス照射プロジェクトであるMYRRHAを開発しています。 ■