1951年、アメリカ合衆国アイダホ州における実験増殖炉Iの炉心の組み立て

増殖炉とは、消費する核分裂性物質よりも多くの核分裂性物質を生成する原子炉です。 [1]これらの原子炉は、従来の原子炉で使用される希少なウラン235ではなく、ウラン238やトリウム232など、より一般的に入手可能なウランとトリウムの同位体を燃料として使用することができます。これらの物質は、増殖炉によって燃料に増殖できるため、 親物質と呼ばれます。

増殖炉がこれを実現できるのは、中性子効率が非常に高く、消費量よりも多くの核分裂性燃料を生成できるからです。この余剰中性子は、核分裂性燃料と共に原子炉に装填される核分裂性物質に吸収されます。照射を受けた核分裂性物質は、核分裂反応を起こすことができる核分裂性物質へと変化します。

増殖炉は当初、軽水炉よりもウラン燃料をより完全に利用できることから魅力的とみなされていましたが、1960年代以降、ウラン埋蔵量の増加[2]とウラン濃縮の新しい方法によって燃料コストが削減されたため、関心は低下しました。

種類

現在の熱中性子核分裂炉では、中性子捕獲と崩壊によって重超ウランアクチニドが生成される。ウラン238を起点として、プルトニウム、アメリシウム、キュリウムの同位体がすべて生成される。高速中性子増殖炉では、これらの同位体すべてが燃料として燃焼される可能性がある。

増殖炉には多くの種類が考えられます。

「増殖炉」とは、中性子経済性が非常に高く、それに伴う転換率が1.0を超えるように設計された原子炉です。原理的には、ほぼあらゆる原子炉設計を改良することで増殖炉にすることができます。例えば、高減速熱設計の軽水炉は、低密度の超臨界状態の軽水を使用することで中性子経済性を高め、増殖を可能にするRMWRコンセプトへと進化しました。

水冷却式以外にも、現在様々なタイプの増殖炉が構想されています。溶融塩冷却式、ガス冷却式、液体金属冷却式など、様々なバリエーションがあります。これらの基本設計のほとんど全てにおいて、ウラン、プルトニウム、多くのマイナーアクチニド、またはトリウムを燃料として用いることができ、核分裂性燃料の増産、長期定常運転、核廃棄物の燃焼など、様々な目的のために設計される可能性があります。

現存する原子炉の設計は、中性子スペクトルに基づいて大きく2つのカテゴリーに分けられることがあります。一般的には、ウランと超ウラン元素を主に利用する設計と、トリウムを利用し超ウラン元素の使用を避ける設計に分けられます。これらの設計は以下のとおりです。

高速増殖炉

ループ型とプール型のLMFBRの違いを示す模式図

現在稼働中のすべての大規模FBR発電所は、液体ナトリウムで冷却される液体金属高速増殖炉（LMFBR）である。これらは以下の2つの設計のいずれかである。[1] : 43 

  • ループ型では、一次冷却材は原子炉タンクの外側（ただし、一次冷却材中の放射性ナトリウム24のため生物遮蔽の内側）にある一次熱交換器を通して循環する。
    実験増殖炉IIは、統合高速炉の原型となった。
  • プール型では、一次熱交換器とポンプが反応タンク内に浸漬されている。

2017年現在、商業的に運転されている増殖炉はBN -600原子炉（560MWe）とBN-800原子炉（880MWe）の2基のみである。どちらもロシア製のナトリウム冷却炉である。設計では、液体金属を主な冷却材として使用し、炉心から発電タービンの動力源となる蒸気に熱を伝達する。高速増殖炉はナトリウム以外の液体金属で冷却されるように製造されており、初期の高速増殖炉には水銀が使用されたものや、ナトリウム・カリウム合金が使用されたものもあった。どちらも室温で液体であるという利点があり、これは実験装置には便利であるが、パイロット規模または実物大の発電所ではそれほど重要ではない。

提案されている第4世代原子炉のうち3種類はFBRである: [3]

高速増殖炉は通常、最大20%の二酸化プルトニウム（PuO 2）と少なくとも80%の二酸化ウラン（UO 2 ）からなる混合酸化物燃料コアを使用します。その他の燃料として、ウラン、プルトニウム、ジルコニウム（中性子を透過するため使用される）を混合した合金燃料も使用されます。濃縮ウランは単独で使用することもできます。

多くの設計では、非核分裂性のウラン 238 を含む管のブランケットで原子炉の炉心を囲んでいます。このウラン 238 は、炉心での反応で高速中性子を捕捉することで、核分裂性のプルトニウム 239 (炉心内のウランの一部も同様) に変換され、その後再処理されて核燃料として使用されます。その他の FBR 設計では、十分な高速中性子捕捉が得られるように配置した燃料 (これもウラン 238 を含みます) の形状に依存しています。プルトニウム 239 (または核分裂性ウラン 235)の核分裂断面積は、熱スペクトルよりも高速スペクトルの方がはるかに小さく、239 Pu/ 235 U 核分裂断面積と238 U 吸収断面積の比も同様です。これにより、連鎖反応を維持するために必要な239 Pu/ 235 Uの濃度、および増殖対核分裂の比が増加します。[4] 一方、高速炉は中性子を減速させる減速材を全く必要とせず、高速中性子が低速中性子よりも1回の核分裂でより多くの中性子を生成するという利点を活用している。このため、減速材および中性子吸収材である通常の液体の水は、高速炉の一次冷却材としては望ましくない。炉心を冷却するために炉心に大量の水が必要となるため、中性子収量、ひいては239 Puの増殖が大きく影響を受ける。減速比を小さくした水冷炉の理論研究が行われており、この炉は十分に高速なスペクトルを有し、増殖比が1をわずかに上回る可能性がある。これは液体水冷却炉では許容できない出力低下と高コストにつながる可能性が高いが、超臨界水炉（SCWR）の超臨界水冷却材は十分な熱容量を有し、より少ない水で十分な冷却を可能にするため、高速スペクトル水冷却炉は実用化可能である。[5]

冷却材の種類、温度、高速中性子スペクトルは、燃料被覆材（通常はオーステナイト系ステンレス鋼またはフェライト・マルテンサイト鋼）を極限状態に置きます。放射線損傷、冷却材との相互作用、応力、温度に関する理解は、あらゆる原子炉炉心の安全な運転に不可欠です。これまでナトリウム冷却高速炉で使用されてきたすべての材料には、既知の限界があります。[6] 酸化物分散強化合金鋼は、今日の材料選択の欠点を克服できる長期的な耐放射線性燃料被覆材として期待されています。

一体型高速炉

廃棄物処理とプルトニウムの問題に対処するために特に考案された高速中性子炉の設計の一つに、一体型高速炉（IFR、一体型高速増殖炉とも呼ばれるが、元の原子炉は核分裂性物質の純余剰を増殖させないように設計されていた）がある。[7] [8]

廃棄物処理問題を解決するため、IFRには敷地内に電解採取燃料再処理ユニットが設置されており、ウランとすべての超ウラン元素（プルトニウムだけでなく）を電気めっきによってリサイクルし、廃棄物には半減期の短い 核分裂生成物のみを残しました。これらの核分裂生成物の一部は後に産業用または医療用に分離され、残りは廃棄物処分場に送られます。IFRの乾式処理システムは、溶融カドミウム陰極と電解精錬装置を用いて、原子炉敷地内で金属燃料を直接再処理します。[9]このようなシステムでは、すべてのマイナーアクチニドがウランとプルトニウムの両方と混合されます。これらのシステムはコンパクトで自己完結型であるため、プルトニウム含有物質を増殖炉の敷地外に輸送する必要はありません。このような技術を組み込んだ増殖炉は、増殖比が1.00に非常に近い設計になる可能性が高いため、濃縮ウランやプルトニウム燃料を最初に装填した後は、少量の天然ウランのみで燃料補給することになる。1ギガワットの原子炉に必要な燃料は、月に一度、牛乳パックほどの大きさのウランの塊に相当する量の天然ウランで十分である。[10]このような自己完結型増殖炉は現在、原子炉設計者の最終的な自己完結型かつ自立型の目標として構想されている。[11] [4]このプロジェクトは1994年にアメリカ合衆国エネルギー長官 ヘイゼル・オリアリーによって中止された。[12] [13]

その他の高速炉

溶融塩炉実験のグラファイトコア

最初に建設・運転された高速炉は、ニューメキシコ州ロスアラモスにあるロスアラモス・プルトニウム高速炉（「クレメンタイン」）である。 [14]クレメンタインは、ガリウム安定化デルタ相プルトニウムを燃料とし、水銀で冷却した。増殖実験を見越してトリウム232の「窓」を備えていたが、この特徴に関する報告は公表されていない。

提案されているもう一つの高速炉は、溶融塩の減速特性がほとんどない高速溶融塩炉です。これは通常、溶融塩担体中の軽金属フッ化物（例：LiF、BeF 2）をより重金属塩化物（例：KCl、RbCl、ZrCl 4）に置き換えることで実現されます。

高速増殖炉のプロトタイプが複数建設されており、その電気出力は電球数個分（EBR-I、1951年）から1,000MWeを超えるものまで 様々である。2006年時点で、この技術は熱中性子炉技術と経済的に競合できるものではないが、インド、日本、中国、韓国、ロシアはいずれも、ウラン価格の上昇が長期的にこの状況を変えると見込んで、高速増殖炉のさらなる開発に多額の研究資金を投入している。一方、ドイツは安全上の懸念からこの技術を断念した。SNR -300高速増殖炉は、総額36億ユーロの超過費用にもかかわらず19年の歳月を経て完成したが、その後放棄された。[15]

熱増殖炉

シッピングポート原子炉は、1977年8月から5年間、軽水炉のプロトタイプとして使用されました。

先進重水炉は、トリウムの大規模利用として提案されている数少ないものの一つです。[16]インドは、豊富なトリウム埋蔵量を背景にこの技術を開発しています。世界のトリウム埋蔵量の約3分の1はインドにありますが、インドには十分なウラン埋蔵量が存在しません。

シッピングポート原子力発電所60MWe原子炉の3基目であり最後の炉心は、軽水炉トリウム増殖炉で、1977年に運転を開始しました。[17]この炉心は二酸化トリウムとウラン233酸化物から作られたペレットを使用していました。当初、ペレットのウラン233含有量は、シード領域で5～6%、ブランケット領域で1.5～3%、反射体領域では全く含まれていませんでした。この炉心は236MWtで運転され、60MWeを発電し、最終的に21億キロワット時を超える電力を生産しました。5年後、炉心は撤去され、設置時よりも約1.4%増加した核分裂性物質が含まれていることが判明しました。これは、トリウムからの増殖が起こったことを示しています。[18] [19]

液体フッ化物トリウム炉も、トリウム熱増殖炉として計画されています。液体フッ化物炉は、固有の安全性、燃料棒の製造が不要であること、そして液体燃料の再処理がより容易になる可能性など、魅力的な特徴を持つ可能性があります。この概念は、 1960年代にオークリッジ国立研究所の 溶融塩炉実験で初めて研究されました。2012年以降、世界中で新たな関心が寄せられています。[20]

燃料資源

増殖炉は原理的にはウランやトリウムに含まれるエネルギーのほぼ全てを取り出すことができ、広く使用されている貫流型軽水炉（地中から採掘されるアクチニド金属（ウランまたはトリウム）のエネルギーの1%未満しか取り出せない）と比較して、燃料必要量を100分の1に削減できる。[11]増殖炉の高い燃料効率は、燃料供給、採掘に使用されるエネルギー、放射性廃棄物の保管に関する懸念を大幅に軽減する可能性がある。海水ウラン抽出（現在は高すぎて経済的ではない）により、増殖炉用の燃料は1983年の総エネルギー消費率で世界のエネルギー需要を50億年間満たすのに十分なため、原子力は事実上再生可能エネルギーとなる。[21] [22]海水に加えて、平均的な地殻の花崗岩には、ウランとトリウムが大量に含まれており、増殖炉を使用すれば、恒星の進化の主系列における太陽の残りの寿命にわたって豊富なエネルギーを供給することができます。[23]

核廃棄物

一般的に、使用済み核燃料は3つの主な成分から成ります。1つ目は、燃料原子が分裂してエネルギーを放出した後に残る核分裂生成物です。核分裂生成物には数十の元素と数百の同位体があり、それらはすべてウランより軽いです。使用済み燃料の2つ目の主な成分は超ウラン元素（ウランより重い原子）で、これは燃料中のウランまたはより重い原子が中性子を吸収したものの核分裂を起こさなかったときに生成されます。すべての超ウラン同位体は周期表のアクチノイド系列に属するため、アクチニドと呼ばれることがよくあります。最大の成分は残りのウランで、約98.25％がウラン238、1.1％がウラン235、0.65％がウラン236です。 U-236 は非核分裂捕獲反応から生成されます。この反応では、U-235 は中性子を吸収しますが、核分裂を起こす代わりに 高エネルギーのガンマ線のみを放出します。

核分裂生成物の物理的挙動はアクチノイドとは大きく異なります。特に、核分裂生成物は核分裂を起こさないため、核燃料として使用することはできません。実際、核分裂生成物はしばしば中性子毒（連鎖反応を維持するために利用可能な中性子を吸収する）であるため、核分裂生成物は核分裂性物質を消費した後に残る核の「灰」とみなされています。さらに、半減期が100年を超える長寿命核分裂生成物同位体はわずか7種であるため、地質学的貯蔵または処分は超ウラン元素物質よりも問題が少なくなります。[29]

核廃棄物への懸念が高まる中、増殖燃料サイクルはアクチニド廃棄物、特にプルトニウムとマイナーアクチニドを削減できるため、新たな関心を集めています。[30]増殖炉は、アクチニド廃棄物を燃料として核分裂させ、より多くの核分裂生成物に変換するように設計されています。使用済み核燃料は軽水炉から取り出された後、各核種が異なる速度で崩壊するため、複雑な崩壊プロファイルを経ます。核分裂生成物の崩壊半減期は、超ウラン同位体の崩壊半減期と比べて大きな差があります。使用済み燃料に超ウラン元素が残された場合、1,000年から100,000年後には、これらの超ウラン元素の緩やかな崩壊によって、使用済み燃料中の放射能の大部分が生成されます。したがって、廃棄物から超ウラン元素を除去することで、使用済み核燃料の長期放射能の大部分を除去することができます。[31]

今日の商用軽水炉は、主にプルトニウムの形で、新たな核分裂性物質を増殖させます。商用原子炉は増殖炉として設計されたわけではないため、消費されるウラン235を補充するのに十分な量のウラン238をプルトニウムに変換することはできません。それでもなお、商用原子炉が生産する電力の少なくとも3分の1は、燃料内で生成されるプルトニウムの核分裂反応によって得られます。 [ 32 ]このレベルのプルトニウム消費量にもかかわらず、軽水炉は生成するプルトニウムとマイナーアクチニドの一部しか消費せず、プルトニウムの非核分裂性同位体と、他のマイナーアクチニドが大量に蓄積されます。[33]

増殖燃料サイクルは、アクチニド廃棄物、特にプルトニウムの様々な同位体やマイナーアクチニド（ネプツニウム、アメリシウム、キュリウムなど）を削減できる可能性から、新たな関心を集めています。[30]閉鎖型燃料サイクルの増殖炉では、投入されるこれらのアクチニド同位体のほぼすべてを燃料として使用するため、必要な燃料は約100分の1に削減されます。また、発生する廃棄物の量も約100分の1に削減されます。増殖炉から発生する廃棄物の量は大幅に削減されますが、その放射能は軽水炉から発生するものとほぼ同じです。[34]

増殖炉からの廃棄物は、異なる物質で構成されているため、崩壊挙動が異なります。増殖炉廃棄物は主に核分裂生成物ですが、軽水炉廃棄物は主に未使用のウラン同位体と大量の超ウラン元素で構成されています。使用済み核燃料が軽水炉から取り出されてから10万年以上経過すると、超ウラン元素が主な放射能源となります。超ウラン元素を除去することで、使用済み燃料からの長期放射能の大部分を除去することができます。[31]

原理的には、増殖炉燃料サイクルは全てのアクチニドをリサイクルして消費し、[21]核分裂生成物のみを残します。本節の図が示すように、核分裂生成物の総半減期には特異な「ギャップ」があり、91年から20万年の間に半減期を持つ核分裂生成物は存在しません。この物理的特異性の結果、数百年間保管した後、高速炉からの放射性廃棄物の放射能は、長寿命核分裂生成物の低レベルまで急速に低下します。しかし、この利点を得るには、使用済み燃料から超ウラン元素を非常に効率的に分離する必要があります。使用される燃料再処理方法によって、最終的な廃棄物ストリームに超ウラン元素の大部分が残ってしまう場合、この利点は大幅に減少します。[11]

FBRの高速中性子は、陽子と中性子が偶数個であるアクチニド核を核分裂させることができる。このような核は通常、軽水炉で使用される核分裂性燃料のような低速の「熱中性子」共鳴を持たない。 [35]トリウム燃料サイクルは、本質的に重アクチニドの生成量が少ない。トリウム燃料サイクルにおける親物質の原子量は232であるのに対し、ウラン燃料サイクルにおける親物質の原子量は238である。この質量差により、トリウム232は超ウラン元素を生成するまでに、原子核あたり6回以上の中性子捕獲イベントが必要となる。この単純な質量差に加えて、質量が増加すると原子炉は核分裂する機会を2回得る。1回目は有効燃料核U233として、2回目は2つの中性子をさらに吸収して再び燃料核U235としてである。[36] [37]

核分裂性燃料の蓄積量を増やすのではなく、アクチニドを破壊することを主な目的とする原子炉は、バーナー炉と呼ばれることもあります。増殖と燃焼はどちらも良好な中性子効率に依存しており、多くの設計ではどちらでも実現可能です。増殖型設計では、炉心を増殖性物質で覆うブランケットで囲みます。廃棄物バーナーでは、炉心を破壊すべき非増殖性廃棄物で囲みます。一部の設計では、中性子反射体または吸収体が追加されます。[4]

デザイン

コンバージョン率

原子炉の性能を測る指標の一つに「転換比」があります。これは、新たに生成される核分裂性原子と消費される核分裂性原子の比として定義されます。特別に設計・運転されるアクチニドバーナー[4]を除き、現在提案されているすべての原子炉は、ある程度の転換を経験します。原子炉の中性子束内に核分裂性物質が存在する限り、常に新たな核分裂性物質が生成されます。転換比が1より大きい場合、しばしば「増殖比」と呼ばれます。

例えば、一般的に使用されている軽水炉の転換率は約0.6です。天然ウランを燃料とする加圧重水炉の転換率は0.8です。[40]増殖炉では、転換率は1よりも高くなります。転換率が1.0に達し、原子炉が消費する核分裂性物質と同量の核分裂性物質を生成すると、「損益分岐点」が達成されます。

倍加時間

倍加時間（ダウニングタイム）とは、増殖炉が元の燃料を置き換えるのに十分な量の新たな核分裂性物質を生成し、さらに別の原子炉用の同量の燃料を生成するのにかかる時間です。ウランが不足していると考えられていた初期の頃、これは増殖炉の性能を測る重要な指標と考えられていました。しかし、原子炉開発の初期に考えられていたよりもウランは豊富であり、また使用済み原子炉燃料に含まれるプルトニウムの量を考えると、現代の増殖炉設計において倍加時間はそれほど重要な指標ではなくなりました。[41] [42]

バーンアップ

「燃焼度」とは、燃料中の重金属の一定質量からどれだけのエネルギーが抽出されたかを示す指標であり、多くの場合（発電炉の場合）、重金属1トンあたりのギガワット日で表されます。燃焼度は、核分裂炉で生成される同位体の種類と存在比を決定する重要な要素です。増殖炉は、アクチノイドの大部分またはすべてが核分裂して破壊されることを意図しているのに対し、増殖炉はより多くの廃棄物を核分裂生成物として生成するため、設計上、従来の原子炉と比較して高い燃焼度を備えています。[43]

過去の増殖炉開発は、増殖比の低い原子炉に重点が置かれており、トリウム燃料を使用し、従来の軽水で冷却するシッピングポート原子炉[44] [45]の増殖比1.01から、ソ連の液体金属冷却原子炉BN-350の1.2を超えるものまで様々であった。 [46]燃料要素内の管を液体ナトリウム冷却材が流れる増殖炉（「チューブ・イン・シェル」構造）の理論モデルは、産業規模で少なくとも1.8の増殖比が可能であることを示唆している。[47]ソ連のBR-1試験炉は、非商業条件下で2.5の増殖比を達成した。[48]

再処理

原子炉における核燃料の核分裂は、中性子を吸収する核分裂生成物の発生を不可避的に招きます。増殖炉から得られる核燃料は、これらの中性子毒を除去するために再処理する必要があります。この工程は、消費量と同量以上の燃料を増殖させる能力を最大限に活用するために必要です。再処理は使用済み燃料から兵器に使用可能な物質を抽出できるため、核拡散の懸念が生じます。[49]最も一般的な再処理技術であるPUREXは、プルトニウムを分離するために特別に設計されているため、特に懸念されます。増殖炉燃料サイクルに関する初期の提案は、PUREXを用いてプルトニウムを核兵器に利用可能な非常に魅力的な同位体形態で分離しようとしていたため、さらに大きな核拡散の懸念が生じました。[50] [51]

いくつかの国では、プルトニウムを他のアクチニドから分離しない再処理方法を開発している。例えば、水を使わない乾式冶金電解採取法を高速炉燃料の再処理に用いると、原子炉燃料中に大量の放射性アクチニドが残る。[11]より従来的な水ベースの再処理システムとしては、SANEX、UNEX、DIAEX、COEX、TRUEXがあり、PUREXとこれらのプロセスや他の共処理を組み合わせる提案もある。これらのシステムはすべてPUREXよりも核拡散抵抗性がやや優れているが、採用率は低い。[52] [53] [54]

トリウムサイクルでは、トリウム232はまずプロトアクチニウム233に変換され、その後ウラン233に崩壊して増殖します。プロトアクチニウムが原子炉内に残留すると、少量のウラン232も生成されます。ウラン232の崩壊系列には、強いガンマ線放出体であるタリウム208が含まれます。ウラン燃料の設計と同様に、燃料と親物質が原子炉内に長く留まるほど、これらの望ましくない元素が蓄積されます。想定されている商用トリウム原子炉では、高濃度のウラン232が蓄積され、トリウムから生成されるウランから極めて高いガンマ線被曝が発生します。これらのガンマ線は、兵器の安全な取り扱いと電子機器の設計を複雑にします。これが、ウラン233が概念実証を超えて兵器として利用されることがこれまでなかった理由です。[55]

トリウムサイクルは、燃料からのウラン233の抽出に関しては（ウラン232の存在により）核拡散抵抗性を持つ可能性があるが、プロトアクチニウム233を化学的に抽出し、原子炉外で純粋なウラン233に崩壊させるというウラン233抽出の代替経路においては、核拡散リスクが生じる。このプロセスは、これらの原子炉設計の通常運転には必須ではない化学操作であることは明らかであるが、国際原子力機関（IAEA）などの機関の監視の及ばないところで発生する可能性があり、したがって、安全保障措置を講じなければならない。[56]

生産

原子力発電の多くの側面と同様に、高速増殖炉も長年にわたり多くの論争の的となってきた。2010年、国際核分裂性物質パネル（IPM）は「60年を経て数百億ドル相当の費用が費やされたにもかかわらず、増殖炉の期待は依然として大きくは実現されておらず、ほとんどの国で商業化に向けた取り組みは着実に縮小されている」と述べた。ドイツ、イギリス、そしてアメリカ合衆国では、増殖炉開発計画は放棄されている。[57] [58]増殖炉開発の根拠は、時には明示的、時には暗黙的に、以下の主要な前提に基づいていた。[58] [59]

  • 核分裂発電が大規模に導入されればウランは不足し、高品位の鉱床はすぐに枯渇すると予想されていた。しかし、現実には冷戦終結以降、ウランは初期の設計者が予想していたよりもはるかに安価で豊富に存在するようになった。[60]
  • 増殖炉は、現在原子力発電の主流となっている軽水炉とすぐに経済的に競争できるようになると予想されていたが、現実には資本コストは水冷式原子炉よりも少なくとも 25% 高くなっている。
  • 増殖炉は軽水炉と同程度に安全で信頼できると考えられていたが、冷却材としてナトリウムを使用する高速炉では漏れが生じてナトリウム火災につながる恐れがあり、安全性の問題が懸念されている。
  • 増殖炉と、プルトニウムをリサイクルする「クローズド」燃料サイクルがもたらす核拡散リスクは管理可能と期待されていた。しかし、プルトニウム増殖炉はウラン238からプルトニウムを生成し、トリウム炉はトリウムから核分裂性ウラン233を生成するため、理論上は全ての増殖サイクルが核拡散リスクをもたらす可能性がある。 [61 ]しかし、増殖炉で生成されるウラン233に常に含まれるウラン232は、その娘核種を介して強力なガンマ線放出核種となり、兵器の取り扱いを極めて危険なものにし、兵器の検知を容易にする。[62]

かつて反核派だった人々の中には、増殖炉が廃棄物の大部分を効果的にリサイクルするため、クリーンな電源として原子力発電を支持するようになった者もいる。これは、原子力発電の最も重要な負の課題の一つを解決する。ドキュメンタリー映画『パンドラの約束』では、増殖炉が化石燃料に代わる真の高出力代替エネルギー源となるため、その利点が強調されている。映画によると、ウラン1ポンドから石油5,000バレルに相当するエネルギーが得られるという。[63]

著名な原子炉

ソ連は一連の高速炉を建設した。最初のものは水銀冷却方式でプルトニウム金属を燃料とし、後のものはナトリウム冷却方式でプルトニウム酸化物を燃料とした。BR-1（1955年）は100W（熱出力）で、続いてBR-2が100kW、そして5MWのBR-5が建設された。[48] BOR-60（初臨界1969年）は60MWで、1965年に建設が開始された。[70]

将来の植物

中国の実験用高速炉は 、 65MW（熱出力）、20MW（電気出力）、ナトリウム冷却のプール型原子炉であり、設計寿命は30年、目標燃焼度は100MWd/kgである。

インド

インドは数十年にわたり高速増殖炉の開発に取り組んできたが、度重なる遅延に見舞われてきた。[71] 2024年12月までにプロトタイプ高速増殖炉が完成し、稼働を開始する予定である。[72] [73] [74]このプログラムは、核分裂性ウラン233を増殖させるために、親核種のトリウム232を使用することを目的としています。インドはまた、トリウム熱増殖炉技術の開発も進めています。インドがトリウムに注目しているのは、同国の豊富な埋蔵量によるものですが、世界で知られているトリウムの埋蔵量はウランの4倍です。インド原子力省は2007年に、カルパッカムの2基を含む、さらに4基の500MWeの増殖炉を同時に建設すると述べました。[75] [更新が必要]

インドの原子力発電会社であるBHAVINIは、インドの3段階原子力発電計画で概説されている第2段階の高速増殖炉の建設、試運転、運転を行うために2003年に設立されました。これらの計画を推進するため、出力600MWeのプール型ナトリウム冷却炉であるFBR-600が建設されました。 [76] [77] [74]

中国

中国実験高速炉は、計画中の中国高速炉原型炉の25MW(e)のプロトタイプである。[78] 2011年に発電を開始した。[79]中国は、2011年の中国科学院年次会議で正式に発表されたトリウム溶融塩熱増殖炉技術（液体フッ化トリウム炉）の研究開発プロジェクトを開始した。その最終目標は、約20年かけてトリウムベースの溶融塩原子力システムを研究・開発することであった。[80] [81] [更新が必要]

韓国

韓国は、すでに開発・建造した標準化された加圧水型原子炉とCANDU設計を補完するため、輸出用の標準化されたモジュール型FBRの設計を開発中だが、まだプロトタイプの建造には着手していない。

BN-600原子炉の断面図。BN -800原子炉ファミリーに取って代わられた。
BN-800原子炉の建設

ロシア

ロシアは高速増殖炉の大幅な増強計画を持っている。ベロヤルスクにあるBN-800原子炉（出力800MWe）は、小型のBN-600原子炉の後継として2012年に完成した。[82] 2016年にフルパワー出力に達した。[83] より大型のBN-1200原子炉（出力1,200MWe）の建設計画は2018年に完了する予定で、2030年末までにさらに2基のBN-1200原子炉が建設される予定である。 [84]しかし、2015年にロスエネルゴアトムは、BN-800原子炉の運転経験の蓄積とコスト懸念から、燃料設計の改良のため、建設を無期限に延期した。[85]

実験用の鉛冷却高速炉BREST-300は、セヴェルスクにあるシベリア化学連合に建設される。BREST（ロシア語：bystry reaktor so svintsovym teplonositelem、英語：fast reactor with lead coolant）設計はBNシリーズの後継と見られており、SCCの300MWeユニットは、商業発電ユニットとして広く展開される1,200MWeバージョンの先駆けとなる可能性がある。開発プログラムは、通常は廃棄物として処分される放射性物質を「燃焼」させながら、ウラン効率を高めるために高速炉を活用することを目指す、2010年から2020年までの先進的核技術連邦プログラムの一部である。炉心は直径約2.3メートル、高さ1.1メートルで、16トンの燃料を含む。ユニットは毎年燃料交換が行われ、各燃料要素は炉心内で合計5年間過ごす。鉛冷却材の温度は約540℃で、効率は43%と高く、一次熱生産量は700MWt、電力出力は300MWeとなる。ユニットの運転寿命は60年と見込まれる。NIKIETは2014年に設計を完了し、2016年から2020年にかけて建設を開始する予定だった。[86] 2024年末までに冷却塔が完成し、2026年の稼働開始が目標とされている。[要出典]

日本

2006年、米国、フランス、日本は、世界原子力エネルギーパートナーシップ（GNEP）を支援するため、ナトリウム冷却高速炉の研究開発に関する「協定」に署名した。[87] 2007年、日本政府は三菱重工業を「日本における高速炉開発の中核企業」に選定した。その後まもなく、三菱FBRシステムズが設立され、高速炉技術の開発と販売を開始した。[88]

フランスのマルクール原子力発電所、フェニックス（左）の位置

フランス

2010年、フランス政府は原子力庁（Commissariat à l'énergie atomique）に6億5,160万ユーロを割り当て、600MWの第4世代原子炉ASTRID （産業実証用先進ナトリウム技術炉）の設計を最終決定しました。この原子炉は2020年に最終決定予定です。 [89] [90] 2013年時点で、英国はPRISM原子炉に関心を示し、フランスと協力してASTRIDの開発に取り組んでいました。2019年、原子力庁（CEA）は、この設計は21世紀半ばまで建設されないと発表しました。[91]

アメリカ合衆国

元NASA科学者でテレダイン・ブラウン・エンジニアリングの主任原子力技術者であるカーク・ソレンセン氏は、長年にわたりトリウム燃料サイクル、特に液体フッ化トリウム原子炉の推進に尽力してきました。2011年、ソレンセン氏は軍事基地への電力供給を目的とした20～50MWのLFTR原子炉設計の開発を目指すFlibe Energy社を設立しました。[92] [93] [94] [95]

2010年10月、GE日立ニュークリア・エナジーは、米国エネルギー省サバンナリバーサイトの運営者と覚書を締結した。この覚書により、同社のS-PRISM高速増殖炉をベースとした実証プラントの建設が、原子力規制委員会による完全な認可を受ける前に可能となる。 [96] 2011年10月、インディペンデント紙は、英国原子力廃止措置機関（NDA）とエネルギー・気候変動省（DECC）の上級顧問が、英国のプルトニウム備蓄量削減の一環として、PRISMの技術的および財務的詳細を要求したと報じた。[97]

インテレクチュアル・ベンチャーズが特許で提案した進行波炉は、数十年にわたる原子炉の寿命期間中、燃料の再処理を必要としない高速増殖炉です。TWR設計における増殖燃焼波は、原子炉の端から端へではなく、内側から外側へ徐々に移動します。さらに、核変換によって燃料の組成が変化すると、燃料棒は炉心内で絶えず入れ替えられ、中性子束と燃料使用量が常に最適化されます。つまり、波が燃料中を伝播するのではなく、燃料自体がほぼ静止した燃焼波の中を移動します。これは、燃焼領域が燃料棒に沿って移動するろうそくのような原子炉という概念を広く伝えてきた多くのメディア報道とは対照的です。静的な炉心構成を能動的に制御される「定在波」または「ソリトン」炉心に置き換えることで、TerraPowerの設計は、大きく変動する燃焼領域の冷却という問題を回避します。このシナリオでは、燃料棒の再構成はロボット装置によって遠隔的に行われます。格納容器は手順中は閉じられたままであり、それに伴うダウンタイムは発生しない。[98]

参照

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