上から左から右へ
  1. 最初の人工原子炉、シカゴ・パイル1
  2. シッピングポート原子力発電所、最初の平時原子炉
  3. HTR-10 、第一世代IV原子炉HTR-PMのプロトタイプ
  4. コンベアNB-36H は、機内原子炉を試験した最初の航空機である。
  5. 原子力水上艦による世界初の世界一周航海「シー・オービット作戦」
  6. 1986年の災害の影響を封じ込めるために建てられたチェルノブイリの石棺

原子炉は、制御された核分裂 連鎖反応を維持するための装置です。商用電力、船舶推進、兵器製造・研究に利用されています。核分裂性原子核（主にウラン235またはプルトニウム239）は中性子を吸収して分裂し、エネルギーと複数の中性子を放出します。これらの中性子はさらなる核分裂を誘発します。原子炉は、炉心内の中性子吸収体と減速材の働きを調整することで、この核分裂を安定化させます。燃料効率は非常に高く、低濃縮ウランは石炭の12万倍のエネルギー密度を有します。[1] [2]

核分裂反応で発生した熱は作動流体である冷却材に伝わります。商用原子炉では、この熱がタービンと発電機の軸を駆動します。一部の原子炉は地域暖房や医療・産業用同位体製造に利用されています。

1938年の核分裂の発見後、多くの国々が軍事的な核研究計画を開始した。初期の未臨界実験では中性子工学が研究された。1942年には、世界初の人工臨界原子炉[注 1]であるシカゴ・パイル1が冶金研究所によって建設された。[4] 1944年からは、兵器製造のため、ハンフォード・サイトで最初の大規模原子炉が稼働した。商用原子炉の約70%で使用されている加圧水型原子炉の設計は、 1953年のS1Wに始まり、米海軍の潜水艦推進用に開発されました。 [5] 1954年には、ソ連のオブニンスク原子力発電所で原子力発電が開始されました。[6]

使用済み燃料は再処理することができ、核廃棄物を削減し、原子炉で使用可能な燃料を回収することができる。[7]また、これは核兵器用のプルトニウムとトリチウムの製造を通じた核拡散のリスクももたらす。

原子炉事故は、設計上の過失と運転員の過失が組み合わさって発生してきました。1979年のスリーマイル島原発事故（INESレベル5）、1986年のチェルノブイリ原発事故、そして2011年の福島第一原発事故（いずれもレベル7）は、いずれも原子力産業と反核運動に大きな影響を与えました。

2025年現在、世界では417基の商用原子炉、226基の研究炉、200基以上の海洋推進炉が稼働している。[8] [9] [10] [11]商用原子炉は世界の電力供給の9%を供給しており、[12]再生可能エネルギーによる電力は30%で、[13]低炭素電力を構成している。このうち約90%は加圧水型原子炉と沸騰水型原子炉によるものである。[5]その他の設計には、ガス冷却型、高速スペクトル型、増殖型、重水型、溶融塩型、小型モジュール型などがあり、それぞれ安全性、効率性、コスト、燃料タイプ、濃縮度、燃焼度、および現在では時代遅れとなった軽水黒鉛炉がある。

用語

1940年代初頭の核研究において、「原子炉」という用語は、ウランを用いた実験や中性子増幅の試み、特に未臨界実験を含むあらゆる実験を指して用いられました。シカゴ・パイル1号が自己持続的な連鎖反応を実証した後、「原子炉」という用語がより一般的に使用されるようになりました。「核燃料炉」や「原子炉」という用語も一般的に使用されるようになりました。[14] [15]

臨界質量実験ははるかに単純であるが、ゴディバ装置などの研究用原子炉と呼ばれることもある。[16] [17]

「原子炉」は主に原子核分裂炉を指す。また、核融合炉を指すこともあるが、核融合炉については、正味の負の電力システムのみが構築されている。放射性同位体熱電発電機や放射性同位体加熱装置は、原子核崩壊反応から電力を得るものの、反応を誘発しないため、原子炉とは呼ばれない。[18]

手術

誘導核分裂事象の例。中性子がウラン235原子の原子核に吸収され、高速で移動する軽い元素（核分裂生成物）と自由中性子に分裂します。原子炉と核兵器はどちらも核連鎖反応に依存していますが、原子炉における反応速度は爆弾よりもはるかに遅いです。

従来の火力発電所が化石燃料の燃焼から放出される熱エネルギーを利用して発電するのと同様に、原子炉は制御された核分裂によって放出されるエネルギーを熱エネルギーに変換し、さらに機械的または電気的形式に変換します。

核分裂

ウラン235、ウラン233、プルトニウム239などの大きな核分裂性 原子核が中性子を吸収すると、核分裂を起こす可能性があります。重い原子核は2つ以上の軽い原子核（核分裂生成物）に分裂し、運動エネルギー、ガンマ線、自由中性子を放出します。これらの中性子の一部は他の核分裂性原子に吸収され、さらなる核分裂反応を引き起こし、さらに多くの中性子を放出するという繰り返しになります。これは核分裂連鎖反応として知られています。

このような核分裂連鎖反応を制御するために、中性子毒物と中性子減速材を含む制御棒は、核分裂をさらに引き起こす中性子の割合を変化させることができます。[19]原子炉には通常、監視装置や計測装置が危険な状態を検知した場合に核分裂反応を停止するための自動および手動のシステムが備わっています。[20]

発熱

原子炉の炉心は、いくつかの方法で熱を生成します。

核プロセスによって変換されたウラン235 （U-235） 1キログラムは、従来の方法で燃焼した石炭1キログラムの約300万倍のエネルギーを放出します（ウラン2351キログラムあたり7.2× 1013 ジュールに対し、石炭1キログラムあたり2.4× 107ジュール）。 [21] [22] [オリジナル研究? ]

1 キログラムのウラン 235 が核分裂すると約 190 億キロカロリーが放出されるため、1 キログラムのウラン 235 によって放出されるエネルギーは 270 万キログラムの石炭を燃焼させたときに放出されるエネルギーに相当します。

冷却

原子炉の冷却材（通常は水だが、ガスや液体金属（液体ナトリウムや鉛など）、あるいは溶融塩が使用されることもある）は、原子炉の炉心付近を循環し、発生した熱を吸収する。この熱は原子炉から運び出され、蒸気発生に利用される。ほとんどの原子炉システムでは、加圧水型原子炉のように、タービン用の加圧蒸気を生成するために沸騰させる水とは物理的に分離された冷却システムが採用されている。しかし、沸騰水型原子炉のように、蒸気タービン用の水が原子炉の炉心で直接沸騰する原子炉もある。[23]

反応性制御

原子炉心内の核分裂反応の速度は、さらなる核分裂反応を誘発できる中性子の量を制御することで調整できます。原子炉では通常、原子炉の出力を調整するために、いくつかの中性子制御方法が用いられます。これらの方法の中には、放射性崩壊の物理的性質から自然に生じるものがあり、原子炉の運転中に単純に考慮されるものもありますが、他の方法は、特定の目的のために原子炉の設計に組み込まれたメカニズムです。

原子炉内の核分裂を誘発する中性子のレベルを調整する最も速い方法は、制御棒を動かすことです。制御棒はいわゆる中性子毒物で作られており、中性子を吸収します。制御棒を原子炉の奥深くまで挿入すると、制御棒が置き換える物質（多くの場合、減速材）よりも多くの中性子を吸収します。この結果、核分裂を引き起こすために利用できる中性子が減少し、原子炉の出力が低下します。逆に、制御棒を引き抜くと、核分裂イベントの発生率が上昇し、出力が増加します。

放射性崩壊の物理的性質は、原子炉内の中性子集団にも影響を与えます。そのようなプロセスの一つとして、多数の中性子過剰核分裂同位体による遅延中性子放出が挙げられます。これらの遅延中性子は、核分裂で生成される全中性子の約0.65%を占め、残り（「即発中性子」と呼ばれる）は核分裂直後に放出されます。遅延中性子を生成する核分裂生成物は、中性子放出による崩壊の半減期が数ミリ秒から数分に及ぶため、原子炉が臨界点に達する正確な時期を特定するにはかなりの時間が必要です。臨界質量状態を達成するために遅延中性子が必要となる連鎖反応領域に原子炉を維持することで、機械装置や人的操作者が連鎖反応を「リアルタイム」で制御することが可能になります。そうでなければ、臨界到達から通常の核連鎖反応による指数関数的な電力サージの結果としての原子炉メルトダウンまでの時間は、介入するには短すぎるでしょう。この最終段階、つまり遅発中性子が臨界維持にもはや必要でなくなる段階は、即発臨界点として知られています。臨界を数値で表す尺度があり、裸臨界はゼロドル、即発臨界点は1ドル、そしてプロセス中のその他の点はセントで補間されます。

一部の原子炉では、冷却材が中性子減速材としても機能します。減速材は、核分裂反応で放出された高速中性子のエネルギーを失わせて熱中性子に変化させることで、原子炉の出力を高めます。熱中性子は高速中性子よりも核分裂反応を引き起こす可能性が高くなります。冷却材が減速材である場合、温度変化は冷却材／減速材の密度に影響を与え、出力を変化させる可能性があります。冷却材の温度が高いほど密度は低くなり、減速材としての効果も低下します。

他の原子炉では、冷却材は制御棒と同様に中性子を吸収することで毒物として作用します。これらの原子炉では、冷却材を加熱することで密度を下げ、出力を増大させることができます。原子炉には通常、緊急停止時に原子炉をスクラムさせるための自動および手動のシステムが備わっています。これらのシステムは、危険な状態が検知または予測された場合、原子炉内に大量の毒物（多くの場合、ホウ酸の形のホウ素）を注入して核分裂反応を停止させます。[24]

ほとんどの種類の原子炉は、キセノン中毒、またはヨウ素ピットと呼ばれるさまざまなプロセスの影響を受けやすい。核分裂過程で生成される一般的な核分裂生成物である キセノン 135 は、中性子を吸収する中性子毒として作用するため、原子炉を停止させる傾向がある。キセノン 135 の蓄積は、生成と同じ速さで中性子吸収によって破壊できるように電力レベルを高く維持することで制御できる。核分裂ではヨウ素 135も生成され、ヨウ素 135 は崩壊して新しいキセノン 135 になる (半減期は 6.57 時間)。原子炉が停止すると、ヨウ素 135 はキセノン 135 に崩壊し続け、キセノン 135 がセシウム 135 に崩壊するため、原子炉の再始動が 1 日か 2 日困難になる。これは、半減期が 9.2 時間で、キセノン 135 ほど毒性が強くないからである。この一時的な状態は「ヨウ素ピット」です。原子炉に十分な余剰反応度があれば、再起動が可能です。余分なキセノン135は中性子毒性の低いキセノン136に変換されるため、数時間以内に原子炉は「キセノン燃焼（出力）過渡状態」を経験します。失われたキセノン135による中性子吸収を補うために、制御棒をさらに挿入する必要があります。この手順が適切に実行されなかったことが、チェルノブイリ原発事故の重大な一因となりました。[25]

原子力海洋推進に使用される原子炉（特に原子力潜水艦）は、陸上の原子炉が通常稼働している方法と同じように24時間連続して稼働させることができない場合が多く、加えて燃料交換なしで非常に長い炉心寿命を必要とする場合が多い。このため、多くの設計では高濃縮ウランを使用するが、燃料棒に可燃性中性子毒を組み込んでいる。[26]これにより、原子炉を過剰な核分裂性物質で構築することが可能になるが、それでも原子炉の燃料燃焼サイクルの初期段階では中性子吸収物質の存在により比較的安全であり、その後、通常生成される長寿命中性子毒（キセノン135よりもはるかに長寿命）に置き換えられ、燃料負荷の稼働寿命にわたって徐々に蓄積される。

発電

核分裂過程で放出されるエネルギーは熱を発生させ、その一部は利用可能なエネルギーに変換されます。この熱エネルギーを利用する一般的な方法は、水を沸騰させて加圧蒸気を発生させ、その蒸気で蒸気タービンを駆動し、発電機を回転させて発電することです。[24]

生涯

現代の原子力発電所は通常60年の寿命を想定して設計されていますが、古い原子炉は当初30～40年の標準寿命を想定して建設されましたが、その多くは改修や15～20年の延命措置を受けています。[27]適切な保守管理を行えば、原子力発電所は80年以上も運転できると考える人もいます。蒸気発生器など、原子力発電所のほとんどの機器は耐用年数に達した時点で交換されますが、原子炉圧力容器など、摩耗や中性子脆化によって老朽化し交換できない機器の寿命によって、発電所全体の寿命は制限されます。 [28]計画寿命の終了時には、原子力発電所は約20年間の運転許可延長を受けることができ、米国ではさらに20年間の「事後許可更新」（SLR）を受けることができます。[29] [30]

免許が延長されても、特に安全上の懸念や事故に直面した場合は、原子炉が引き続き運転されることは保証されません。[31]多くの原子炉は、免許または設計寿命が切れるずっと前に閉鎖され、廃止措置されます。 安全な運転を継続するために必要な交換または改善のコストは非常に高く、費用対効果が低い場合があります。 または、技術的な欠陥により閉鎖されることもあります。[32]福島、スリーマイル島、セラフィールド、チェルノブイリのように、地域が汚染されたために閉鎖された原子炉もあります。[33]たとえば、フランスの企業であるEDF Energyの英国支社は、改良型ガス冷却原子炉（AGR）の運転寿命を3年から10年しか延長しませんでした。[34] 7つのAGRプラントはすべて2022年に閉鎖され、2028年までに廃止措置に入ると予想されていました。 [35] ヒンクリーポイントBは40年から46年に延長され、閉鎖されました。同じことが、46年後に ハンターストン Bでも起こりました。

設計寿命である30年または40年に達する、あるいは超える原子炉が増えています。2014年、グリーンピースは老朽化した原子力発電所の寿命延長は、新たなリスクの時代への突入を意味すると警告しました。グリーンピースは、現在の欧州の原子力損害賠償保険の平均的な補償額は、予想される費用をカバーするには100分の1から1000分の1ほど低すぎると推定しています。同時に、原子炉群の老朽化に伴い、欧州で重大事故が発生する可能性は高まり続けています。[36]

歴史

シカゴ・パイルは、第二次世界大戦中の1942年にアメリカのマンハッタン計画の一環としてシカゴ大学で秘密裏に建設された最初の人工原子炉である。
研究室のリーゼ・マイトナーとオットー・ハーン
エンリコ・フェルミやレオ・シラードを含むシカゴ・パイル・チームの一部

中性子は1932年にイギリスの物理学者ジェームズ・チャドウィックによって発見されました。中性子が媒介する核反応によって引き起こされる核連鎖反応の概念は、その直後の1933年にハンガリーの科学者レオ・シラードによって初めて実現されました。彼は翌年、イギリスのロンドンにある海軍本部で勤務中に、単純な原子炉のアイデアの特許を申請しました。[37]しかし、シラードのアイデアには、中性子源としての核分裂のアイデアは組み込まれていませんでした。なぜなら、そのプロセスはまだ発見されていなかったからです。軽元素における中性子媒介核連鎖反応を利用する原子炉に関するシラードのアイデアは、実現不可能であることが判明しました。

ウランを使用する新しいタイプの原子炉の着想は、 1938年にオットー・ハーン、リーゼ・マイトナー、フリッツ・シュトラスマンが、ウランに中性子（アルファ線とベリリウムの核融合反応、「中性子榴弾砲」によって発生）を衝突させるとバリウム残留物が生成することを発見したことから生まれました。彼らはこれがウランの原子核の核分裂によって生成されたと推論しました。 1939年2月に発表した核分裂に関する2番目の論文で、ハーンとシュトラスマンは、核分裂の過程で追加の中性子が存在し、解放されることを予測し、核分裂連鎖反応の可能性を開きました。 1939年初頭のその後の研究（そのうちの1つはシラードとフェルミによるもの）により、核分裂中に実際にいくつかの中性子が解放されることが明らかになり、シラードが6年前に構想していた核分裂連鎖反応の機会が生まれました。

1939年8月2日、アルバート・アインシュタインはフランクリン・D・ルーズベルト大統領宛ての書簡（シラード筆）に署名し、ウランの核分裂の発見が「新型の極めて強力な爆弾」の開発につながり、原子炉と核分裂の研究に弾みをつける可能性を示唆した。シラードとアインシュタインは互いに親交があり、以前から共に研究を行っていたが、アインシュタインが米国政府に警告を発するためのアインシュタイン＝シラード書簡の作成に着手した当初、シラードから報告を受けるまで、原子力におけるこの可能性について考えたことはなかった。

その後まもなく、 1939年にナチス・ドイツがポーランドに侵攻し、ヨーロッパで第二次世界大戦が勃発しました。アメリカはまだ正式には開戦していませんでしたが、10月にアインシュタインとシラードの書簡がルーズベルト大統領に届けられた際、ルーズベルト大統領は、この研究の目的は「ナチスに爆破されないこと」を確認するためだと述べていました。その後、アメリカの核開発計画が始まりました。しかし、懐疑的な意見（一部はエンリコ・フェルミによるもの）が残っていたこと、そして当初計画推進の任務を負っていた政府内の少数の役人による行動がほとんど見られなかったため、計画は多少の遅れを伴いました。

翌年、米国政府は英国からフリッシュ＝パイエルス覚書を受け取った。この覚書には、連鎖反応に必要なウランの量はこれまで考えられていたよりもはるかに少ないと記されていた。この覚書は、後にマンハッタン計画に組み込まれることになるチューブ・アロイズとして知られる英国の原子爆弾計画に取り組んでいたMAUD委員会によって作成された。

最終的に、最初の人工原子炉であるシカゴ・パイル1号は、1942年後半、イタリアの物理学者エンリコ・フェルミ率いるチームによってシカゴ大学に建設されました。この頃までに、この計画はアメリカの参戦により1年間にわたって圧迫されていました。シカゴ・パイルは1942年12月2日午後3時25分[4]に臨界に達しました。原子炉支持構造は木製で、黒鉛ブロックのパイル（パイルの名称の由来）を支えていました。黒鉛ブロックのパイルには、天然の酸化ウラン「擬似球」または「ブリケット」が埋め込まれていました。

シカゴ・パイルの直後、冶金研究所は1943年からマンハッタン計画のために複数の原子炉を開発しました。最大の原子炉（ワシントンD.C.のハンフォード・サイトに設置）の主な目的は、核兵器用のプルトニウムの大量生産でした。フェルミとシラードは1944年12月19日に原子炉の特許を申請しました。戦時中の機密保持のため、特許の発行は10年間遅れました。[38]

「世界初の原子力発電所」とは、アイダホ州アルコ近郊にある現在博物館となっているEBR-Iの敷地内にある標識に記されたものです。当初は「シカゴ・パイル4」と呼ばれ、ウォルター・ジンの指揮の下、アルゴンヌ国立研究所のために建設されました。[39]米国原子力委員会によって運転されたこの実験的なLMFBRは、1951年12月20日の試験で0.8kWの電力を出力し[40]、翌日には100kW（電気）を出力しました。 [41]設計出力は200kW（電気）でした。

原子炉の軍事利用に加えて、原子力の民生利用を追求する政治的な理由もありました。ドワイト・アイゼンハワー米大統領は、1953年12月8日に国連総会で有名な「原子力平和利用」演説を行いました。この外交政策により、原子炉技術は米国の機関や世界中に普及しました。[42]

民生用に建設された最初の原子力発電所は、ソビエト連邦で1954年6月27日に稼働を開始したAM-1オブニンスク原子力発電所である。この発電所は約5MW（電力）を発電した。この発電所は、ヨーロッパで初めて臨界に達した原子炉であるF-1（原子炉）に倣って建設された。F-1もまたソビエト連邦によって建設された。

第二次世界大戦後、米軍は原子炉技術の新たな用途を模索しました。陸軍の研究は、キャンプ・センチュリー、グリーンランド、マクマード基地、南極の陸軍原子力プログラムにおける原子力発電所の建設につながりました。空軍の核爆撃機計画は、溶融塩炉実験へと繋がりました。米海軍は、 1955年1月17日にUSSノーチラス号（SSN-571）を原子力で航行させることに成功しました。

最初の商業用原子力発電所は、イギリスのセラフィールドにあるカルダーホールで、1956年に開設され、当初の発電容量は50MW（後に200MW）でした。[43] [44]

最初のポータブル原子炉「アルコPM-2A」は、 1960年から1963年までキャンプ・センチュリーの電力（2MW）を生成するために使用されました。[45]

日付別表

国別表

華龍1号加圧水型原子炉の設計における、原子炉圧力容器（赤）、蒸気発生器（紫）、加圧器（青）、およびポンプ（緑）の3つの冷却ループを示す一次冷却システム

原子炉の種類

Pressurized Water ReactorBoiling Water ReactorGas Cooled ReactorPressurized Heavy Water ReactorLWGRFast Breeder Reactor
  •  PWR: 277 (63.2%)
  •  BWR: 80 (18.3%)
  •  GCR: 15 (3.4%)
  •  PHWR: 49 (11.2%)
  •  LWGR: 15 (3.4%)
  •  FBR: 2 (0.5%)
原子炉の種類別数（2014年末）[89]
Pressurized Water ReactorBoiling Water ReactorGas Cooled ReactorPressurized Heavy Water ReactorLWGRFast Breeder Reactor
  •  PWR: 257.2 (68.3%)
  •  BWR: 75.5 (20.1%)
  •  GCR: 8.2 (2.2%)
  •  PHWR: 24.6 (6.5%)
  •  LWGR: 10.2 (2.7%)
  •  速報値: 0.6 (0.2%)
種類別正味発電容量（GWe）（2014年末）[89]
NC 州立大学の PULSTAR 原子炉は、ジルカロイ被覆の UO 2ペレットからなる 4% 濃縮のピン型燃料を搭載した1 MW のプール型研究原子炉です。

分類

核反応の種類別

すべての商用発電炉は核分裂反応に基づいています。一般的にはウランとその生成物であるプルトニウムを核燃料として使用しますが、トリウム燃料サイクルも可能です。核分裂炉は、核分裂連鎖反応を支える中性子のエネルギーに応じて、大きく分けて2つのクラスに分けられます。

原理的には、核融合発電は水素の重水素同位体などの元素の核融合によって生成できます。少なくとも1940年代から豊富な研究テーマとして継続されてきましたが、いかなる目的においても自立稼働可能な核融合炉は未だ建設されていません。

モデレーター資料

熱原子炉で使用されるもの:

  • 黒鉛減速炉
    • シカゴ原子炉、オブニンスク・アム１原子炉、ウィンズケール原子炉、RBMK原子炉、マグノックス原子炉、AGR原子炉などの初期の原子炉のほとんどが減速材としてグラファイトを使用しています。
  • 水減速炉
    • 重水炉（カナダ、[91]インド、アルゼンチン、中国、パキスタン、ルーマニア、韓国で使用）。[92]
    • 軽水減速炉（LWR）。軽水炉（最も一般的なタイプの熱型原子炉）は、通常の水を使用して原子炉の減速と冷却を行います。[91]軽水素同位体は中性子にわずかに毒となるため、これらの原子炉は人工的に濃縮された燃料を必要とします。運転温度において、水の温度が上昇すると密度が低下し、通過する中性子の数が減少するため、さらなる反応を引き起こすのに十分なほど減速します。この負のフィードバックにより、反応速度が安定します。黒鉛炉と重水炉は、軽水炉よりも徹底的に熱化される傾向があります。これらのタイプの原子炉は、追加の熱化と軽水素中毒の影響を受けないため、天然ウラン/未濃縮燃料を使用できます。
  • 軽元素減速炉。
  • 有機減速炉（OMR）では、減速材と冷却材としてビフェニルとテルフェニルを使用します。

冷却剤によって

アトムマッシュにおけるVVER-1000原子炉フレームの内部部品の処理
熱型原子炉（特に LWR）では、冷却材は減速材として機能し、中性子が燃料に効率的に吸収される前に中性子の速度を遅くする必要があります。
  • 水冷却型原子炉。稼働中の原子炉の大部分を占めており、2014年時点で世界の原子炉の93%が水冷却型であり、世界の原子力発電能力の約95%を担っている。[89]
    • 加圧水型原子炉(PWR) 加圧水型原子炉は西側諸国の原子力発電所の大部分を占めています。
      • PWRの主な特徴は、特殊な圧力容器である加圧器です。ほとんどの商用PWRと海軍の原子炉は加圧器を使用しています。通常運転中、加圧器は部分的に水で満たされ、水中ヒーターで水を加熱することで、その上に蒸気泡が維持されます。通常運転中、加圧器は原子炉圧力容器（RPV）に接続されており、加圧器の「泡」は原子炉内の水量の変化に対応する膨張空間を提供します。この配置は、加圧器ヒーターを用いて加圧器内の蒸気圧力を増減させることで、原子炉の圧力を制御する手段も提供します。
      • 加圧重水炉は加圧水型原子炉のサブセットであり、加圧された独立した熱輸送ループを共有しますが、より大きな中性子経済性を実現するために重水を冷却剤および減速材として使用します。
    • 沸騰水型原子炉（BWR）
      • BWRの特徴は、一次原子炉圧力容器の下部にある燃料棒の周囲で水が沸騰していることです。沸騰水型原子炉は、二酸化ウランとして濃縮されたウラン235を燃料として使用します。燃料は棒状に組み立てられ、鋼鉄製の容器に収納され、水中に沈められています。核分裂反応によって水が沸騰し、蒸気が発生します。この蒸気は配管を通ってタービンへと流れ込みます。タービンはこの蒸気によって駆動され、発電を行います。[93]通常運転中は、原子炉圧力容器からタービンへ流れる蒸気の量によって圧力が制御されます。
    • 超臨界水炉（SCWR）
      • SCWR は第 4 世代原子炉の概念であり、原子炉は超臨界圧力で稼働し、水は超臨界流体まで加熱されます。この超臨界流体は蒸気に変化することはありませんが、飽和蒸気のように動作して、蒸気発生器に電力を供給します。
    • 低減速水型原子炉[RMWR] は、燃料要素をより近接させて配置した高濃縮燃料を使用することで、より高速な中性子スペクトル(エピサーマル中性子スペクトルと呼ばれることもある) を可能にします。
    • プール型原子炉は加圧されていない水冷却の開放型プール原子炉を指すこともあるが[94]、ナトリウム冷却のプール型LMFBRと混同しないように注意する必要がある。
    • 一部の原子炉は、減速材としても機能する 重水によって冷却されています。例としては、以下のものがあります。
      • 初期のCANDU炉（後期型は重水減速材を使用するが、冷却材は軽水を使用）
      • DIDO級研究炉
  • 液体金属冷却炉。水は減速材であるため、高速炉の冷却材として使用することはできません。液体金属冷却材には、ナトリウム、NaK、鉛、鉛ビスマス共晶塩、そして初期の原子炉では水銀などが​​使用されていました。
  • ガス冷却原子炉は循環ガスによって冷却されます。商用原子力発電所では、現在稼働中の英国のAGR原子力発電所や、かつては英国、フランス、イタリア、日本の第一世代の原子力発電所など、通常二酸化炭素が使用されています。窒素[95]やヘリウムも使用されてきましたが、ヘリウムは高温設計に特に適していると考えられています。熱の利用方法は原子炉によって異なります。商用原子力発電所では、ガスを熱交換器に通して蒸気タービン用の蒸気を生成します。一部の実験的な設計では、ガスがガスタービンに直接動力を供給できるほど高温になります。
  • 溶融塩炉（MSR）は、溶融塩（典型的にはFLiBeなどのフッ化物塩の共晶混合物）を循環させることで冷却されます。典型的なMSRでは、冷却材は核分裂性物質を溶解させるマトリックスとしても使用されます。他に用いられる共晶塩の組み合わせとしては、「ZrF 4」と「NaF」、および「LiCl」と「BeCl 2」などがあります。
  • 有機原子炉では、冷却剤として水の代わりにビフェニルやテルフェニルなどの有機流体を使用します。

世代別

2003年、フランス原子力庁（CEA）は、 Nucleonics Week誌で初めて「第2世代」型に言及した。[98]

「Gen III」が初めて言及されたのは、2000年にGeneration IV International Forum (GIF) 計画 の立ち上げと同時でした。

「第4世代」は、新しいタイプの発電所を開発するために、2000年に米国エネルギー省（DOE）によって命名されました。[99]

燃料の種類別

燃料の相別

コアの形状によって

  • 立方体
  • 円筒形
  • 八角形
  • 球状
  • スラブ
  • 環状部

使用によって

現在の技術

ディアブロキャニオン– PWR
これらの原子炉は、圧力容器内に核燃料、制御棒、減速材、冷却材を収容します。圧力容器から排出された放射性物質を含む高温水は蒸気発生器に送られ、そこで二次（非放射性）の蒸気ループが加熱され、タービンを駆動する蒸気が生成されます。これらは現在の原子炉の大部分（約80%）を占めています。これは熱中性子炉の設計であり、最新のものとしてはロシアのVVER-1200、日本の改良型加圧水型原子炉、アメリカのAP1000、中国の華龍加圧水型原子炉、そして仏独共同の欧州加圧水型原子炉があります。アメリカ海軍の原子炉はすべてこのタイプです。
BWRはPWRから蒸気発生器を除いたものです。冷却水の圧力が低いため、圧力容器内で沸騰し、タービンを駆動する蒸気を生成します。PWRとは異なり、一次ループと二次ループはありません。これらの原子炉は熱効率が高く、よりシンプルになり、さらにはより安定して安全になる可能性があります。これは熱中性子炉の設計であり、最新のものは改良型沸騰水型原子炉（ABORI）と経済簡素化型沸騰水型原子炉（SIBORI）です。
CANDU秦山原子力発電所
  • 加圧重水炉（PHWR）[減速材：高圧重水、冷却材：高圧重水]
カナダの設計（CANDUとして知られる）は、PWR と非常によく似ていますが、重水を使用します。重水は通常の水よりも大幅に高価ですが、中性子経済性が高く（より多くの熱中性子を生成する）、原子炉を燃料濃縮施設なしで稼働させることができます。PWR のように単一の大きな圧力容器を使用する代わりに、燃料は数百の圧力管に含まれています。これらの原子炉は天然ウランを燃料とする、熱中性子原子炉設計です。PHWR は最大出力で燃料交換（オンライン燃料交換）できるため、ウランの使用が非常に効率的です（炉心内の正確な中性子束制御が可能になります）。CANDU PHWR は、カナダ、アルゼンチン、中国、インド、パキスタン、ルーマニア、韓国で建設されています。インドはまた、1974年のスマイリング・ブッダ核兵器実験後にカナダ政府がインドとの核取引を停止した後に建設された、しばしば「CANDU派生型」と呼ばれる多数のPHWRを運用している。
イグナリナ原子力発電所– RBMK型（2009年閉鎖）
  • 高出力チャンネル型原子炉（RBMK ）（軽水黒鉛減速炉（LWGR）とも呼ばれる）[減速材：黒鉛、冷却材：高圧水]
ソ連設計のRBMKは、運転中に燃料交換が可能で、PWR型の圧力容器ではなく圧力管設計を採用している点で、CANDUといくつかの点で類似している。しかし、CANDUとは異なり、不安定で大きいため、格納容器の建設費が高額になる。RBMKの設計には一連の重大な安全上の欠陥も特定されているが、チェルノブイリ原発事故後にその一部は修正された。RBMKの最大の魅力は、軽水と未濃縮ウランを使用していることである。2024年現在、7基が稼働中であり、これは主に安全性の向上と米国エネルギー省などの国際安全機関の支援によるものである。これらの安全性の向上にもかかわらず、RBMK原子炉は依然として使用されている原子炉設計の中で最も危険なものの1つと考えられている。RBMK原子炉は旧ソ連でのみ配備された。
マグノックス ・サイズウェルA原子力発電所
トーネス原子力発電所– AGR
これらの設計は、運転温度が高いため、PWRと比較して高い熱効率を備えています。この設計の原子炉は数多く稼働しており、そのほとんどはコンセプトが開発された英国にあります。旧設計（マグノックス原子力発電所など）は既に閉鎖されているか、近い将来に閉鎖される予定です。一方、AGRはさらに10～20年の寿命が期待されています。これは熱中性子炉の設計です。炉心の容積が大きいため、廃止措置費用が高額になる可能性があります。
TOPAZ原子炉の縮小模型
この完全に減速されていない原子炉の設計は、消費する燃料よりも多くの燃料を生成します。運転中に中性子捕獲によって核分裂性燃料を生成するため、「増殖型」燃料と呼ばれます。これらの原子炉は効率の点でPWRとほぼ同様に機能し、液体金属を非常に高温であっても高圧に保つ必要がないため、高圧格納容器をそれほど必要としません。これらの原子炉は熱中性子設計ではなく、高速中性子設計です。これらの原子炉には2つのタイプがあります。
1998年に閉鎖されたスーパーフェニックスは、数少ない高速増殖炉の1つであった。
鉛冷却
液体金属として鉛を使用すると、優れた放射線遮蔽が得られ、非常に高い温度での動作が可能になります。また、鉛は（ほとんど）中性子を透過するため、冷却材で失われる中性子は少なく、冷却材が放射性になることはありません。ナトリウムとは異なり、鉛はほとんど不活性であるため、爆発や事故のリスクは低くなりますが、大量の鉛は毒物学および廃棄の観点から問題となる可能性があります。このタイプの原子炉では、多くの場合、鉛とビスマスの共晶混合物が使用されています。この場合、ビスマスは中性子をそれほど透過せず、鉛よりも容易に放射性同位体に変換されるため、若干の放射線問題が生じます。ロシアのアルファ級潜水艦は、鉛ビスマス冷却高速原子炉を主動力源として使用しています。
ナトリウム冷却
ほとんどのLMFBRはこのタイプです。ソ連のTOPAZ、BN-350、BN-600 、フランスのスーパーフェニックス、米国のフェルミIがこのタイプの原子炉でした。ナトリウムは入手も取り扱いも比較的容易であり、また、ナトリウムに浸されたさまざまな原子炉部品の腐食を実際に防ぐこともできます。しかし、ナトリウムは水に触れると激しく爆発するため注意が必要ですが、そのような爆発は（例えば）加圧水型原子炉からの過熱流体の漏洩よりも激しくはありません。日本のもんじゅ原子炉は1995年にナトリウム漏れを起こし、2010年5月まで再稼働できませんでした。1955年に炉心溶融を起こした最初の原子炉であるEBR-Iもナトリウム冷却原子炉でした。
これらはセラミックボールに成形された燃料を使用し、そのボールを通してガスを循環させます。その結果、安価で標準化された燃料を用いることで、効率的でメンテナンスが少なく、非常に安全な原子炉が実現します。プロトタイプはドイツのAVRとTHTR-300で、1985年から1989年にかけて最大308MWの電力を生産しましたが、一連の事故と技術的問題により停止しました。HTR -10は中国で稼働しており、HTR-PMが開発されています。HTR-PMは、第4世代原子炉として初めて稼働すると予想されています。[103]
  • 溶融塩炉（MSR）[減速材：グラファイト、高速スペクトルMSRの場合は減速材なし、冷却材：溶融塩混合物]
これらは燃料をフッ化物塩または塩化物塩に溶解するか、冷却材としてこれらの塩を使用します。溶融塩炉（MSR）は、炉心に高圧や高可燃性部品が存在しないなど、多くの安全機能を潜在的に備えています。当初は、その高い効率と高い出力密度から、航空機の推進用に設計されました。そのプロトタイプの一つである溶融塩炉実験は、トリウムから核分裂性ウラン233燃料を生成する熱スペクトル炉である液体フッ化物トリウム炉の実現可能性を確認するために建設されました。
  • 水性均一原子炉（AHR）[減速材：高圧軽水または重水、冷却材：高圧軽水または重水]
これらの原子炉は、水に溶解した可溶性核塩（通常は硫酸ウランまたは硝酸ウラン）を燃料として冷却材および減速材と混合して使用します。2006年4月時点で稼働中のAHRは5基のみです。[104]

未来と発展中の技術

先進炉

10種類以上の先進的な原子炉設計が、様々な開発段階にあります。[105]中には、上記のPWR、BWR、PHWR設計から発展したものもあれば、より根本的に異なるものもあります。前者には、現在2基が稼働中で、他の2基も建設中の先進沸騰水型原子炉（ABWR）、そして計画中の受動的安全設計である 経済型簡易沸騰水型原子炉（ESBWR）とAP1000（原子力発電2010プログラム参照）が含まれます。

  • 一体型高速炉（IFR）は1980年代に建設、試験、評価が行われ、クリントン政権下の1990年代に核不拡散政策により廃止されました。使用済み燃料のリサイクルが設計の中核を成しており、そのため、現行の原子炉に比べて廃棄物はごくわずかです。[106]
  • ペブルベッド原子炉は高温ガス冷却炉（HTGCR）であり、高温によって燃料の中性子断面積のドップラー効果により出力が低減するよう設計されている。安全動作温度が出力低減温度範囲を超えるようにセラミック燃料を使用する。ほとんどの設計では不活性ヘリウムで冷却される。ヘリウムは水蒸気爆発を起こさず、放射能につながる中性子吸収に耐え、放射能になり得る汚染物質を溶解しない。典型的な設計では、軽水炉（通常3層）よりも多くの層（最大7層）の受動的格納容器が備えられている。安全性を高める可能性のある独自の特徴は、燃料ボールが実際に炉心の機構を形成し、古くなると1つずつ交換されることだ。燃料の設計により、燃料の再処理は高価になる。
  • 小型密閉式可搬型自律原子炉（SSTAR）は主に米国で研究開発されており、受動的に安全で、改ざんの疑いが生じた場合に遠隔操作で停止できる高速増殖炉となることを目指している。
  • クリーンかつ環境に安全な先進原子炉（CAESAR）は、蒸気を減速材として使用する原子炉のコンセプトであり、この設計は現在開発中です。
  • 低減速水炉は、現在運用されている改良型沸騰水型原子炉（ABWR）をベースとしています。完全な高速炉ではなく、主に熱中性子と高速中性子の中間の速度を持つ熱外中性子を使用します。
  • 水素減速自己制御型原子力発電モジュール(HPM) は、ロスアラモス国立研究所で開発された、燃料としてウラン水素化物を使用する原子炉設計です。
  • 亜臨界炉はより安全で安定した設計となっているが、多くの技術的・経済的困難を伴う。その一例がエネルギー増幅器である。
  • トリウムベースの原子炉 – 特別に設計された原子炉では、トリウム232をウラン233に変換することが可能です。このようにして、ウランの4倍の量が存在するトリウムを用いて、ウラン233核燃料を増殖させることができます。[107]ウラン233は、従来使用されているウラン235と比較して、中性子効率が高く、長寿命の超ウラン廃棄物の発生が少ないなど、好ましい核特性を持つと考えられています。
    • 改良型重水炉（AHWR） – PHWR型の次世代設計となる重水減速型原子力発電炉の提案。インドのバーバ原子力研究センター（BARC）で開発中。
    • KAMINI – ウラン233同位体を燃料とするユニークな原子炉。インドでBARCとインディラ・ガンジー原子力研究センター（IGCAR）によって建設された。
    • インドは、トリウム-ウラン233燃料サイクルを用いた高速増殖炉の建設も計画している。カルパッカム（インド）で稼働中のFBTR（高速増殖試験炉）は、​​プルトニウムを燃料として、液体ナトリウムを冷却材として使用している。
    • セロインパクト鉱床を管理する中国は原子炉を保有しており、石炭エネルギーを原子力エネルギーに置き換えることを望んでいる。[108]

ロールスロイスは、航空機用の合成燃料を生産するための原子炉の販売を目指している。[109]

第4世代原子炉

第4世代原子炉は、理論上の原子炉設計の集合体です。これらの原子炉は、一般的に2040年から2050年までは商業利用が不可能と予想されていますが[110] 、世界原子力協会は、一部の原子炉が2030年より前に商業運転を開始する可能性を示唆しています[97]。現在世界中で稼働している原子炉は、一般的に第2世代または第3世代システムと考えられており、第1世代システムは既に廃止されています。これらの原子炉タイプの研究は、8つの技術目標に基づき、第4世代国際フォーラム（GIF）によって正式に開始されました。主な目標は、原子力安全性の向上、核拡散抵抗性の向上、廃棄物と天然資源の利用の最小化、そしてこれらの原子炉の建設と運転コストの削減です[111] 。

第5世代+原子炉

第5世代原子炉は、理論的には実現可能であるものの、現時点では積極的に検討・研究されていない設計です。一部の第5世代原子炉は、現在の技術または近い将来の技術で建設できる可能性はあるものの、経済性、実用性、安全性の観点から、あまり関心を集めていません。

核融合炉

制御核融合は、原理的にはアクチニドの取り扱いに伴う複雑さを伴わずに核融合発電所で発電するために利用できる可能性があるが、依然として大きな科学的・技術的障害が残っている。1950年代に研究が開始されたにもかかわらず、2050年より前に商業用核融合炉が実現するとは予想されていない。現在、核融合エネルギーの利用に向けた取り組みを主導しているのは、 ITERプロジェクトである。

核燃料サイクル

熱中性子炉は一般的に精製・濃縮されたウランに依存します。一部の原子炉はプルトニウムとウランの混合物で運転できます（MOX燃料参照）。ウラン鉱石の採掘、処理、濃縮、使用、場合によっては再処理、そして廃棄に至るプロセスは、核燃料サイクルとして知られています。

自然界に存在するウランの1%未満が、容易に核分裂するウラン235同位体であるため、ほとんどの原子炉設計では濃縮燃料が必要となります。濃縮とはウラン235の含有率を高めることであり、通常は気体拡散法またはガス遠心分離法によって行われます。濃縮されたウランは二酸化ウラン粉末に変換され、圧縮されてペレット状に焼成されます。これらのペレットは管状に積み重ねられ、密封されて燃料棒と呼ばれます。これらの燃料棒は、各原子炉で多数使用されています。

ほとんどのBWRおよびPWR商用原子炉は、U-235を約4%に濃縮したウランを使用していますが、中性子経済性の高い商用原子炉の中には、燃料の濃縮を全く必要としないものもあります（つまり、天然ウランを使用できるものもあります）。国際原子力機関（IAEA）によると、世界には高濃縮ウラン（兵器級／濃縮度90%）を燃料とする研究炉が少なくとも100基あります。この燃料の盗難リスク（核兵器製造に使用される可能性）から、このタイプの原子炉を低濃縮ウラン（核拡散の脅威が少ない）に転換することを推進する運動が起こっています。[114]

核分裂プロセスでは、核分裂性のウラン235と、核分裂性ではないものの核分裂性があり、かつ親核性のウラン238の両方が利用されます。ウラン235は、熱中性子（つまり低速中性子）によって核分裂します。熱中性子とは、周囲の原子とほぼ同じ速度で運動している中性子です。すべての原子は絶対温度に比例して振動するため、熱中性子が同じ振動速度で運動しているときに、ウラン235を核分裂させる可能性が最も高くなります。一方、ウラン238は、中性子が非常に高速で運動しているときに中性子を捕獲する可能性が高くなります。このウラン239原子は、まもなく別の燃料であるプルトニウム239に崩壊します。プルトニウム239は実用的な燃料であり、高濃縮ウラン燃料を使用する場合でも考慮する必要があります。一部の原子炉では、特に初期装荷されたU-235が消費された後、プルトニウムの核分裂がU-235の核分裂よりも優勢になります。プルトニウムは高速中性子と熱中性子の両方で核分裂するため、原子炉にも核爆弾にも理想的です。

現存する原子炉設計のほとんどは熱中性子炉であり、典型的には水を中性子減速材（減速材とは中性子を熱速度まで減速させる物質）と冷却材として用います。しかし、高速増殖炉では、中性子をそれほど減速も減速もさせない別の種類の冷却材が用いられます。これにより高速中性子が優勢となり、燃料供給を継続的に補充するために効果的に利用できるようになります。このような炉心に安価な未濃縮ウランを投入するだけで、非核分裂性のウラン238がプルトニウム239、つまり「増殖」燃料に変換されます。

トリウム燃料サイクルでは、高速炉または熱中性子炉においてトリウム232が中性子を吸収します。トリウム233はベータ崩壊してプロトアクチニウム233となり、さらにウラン233に崩壊します。ウラン233は燃料として利用されます。したがって、ウラン238と同様に、トリウム232は核燃料親和性物質です。トリウム燃料サイクルは、ウランサイクルやMOXサイクルよりも核拡散に対する耐性が高いと考えられていますが、広く採用されていません。[115]

原子炉への燃料供給

核燃料貯蔵庫内のエネルギー量は、しばしば「全出力運転日数」で表されます。これは、原子炉が熱エネルギーを生成するために全出力で運転する予定の24時間（日）数です。原子炉の運転サイクル（燃料交換停止期間の間）における全出力運転日数は、サイクル開始時の燃料集合体に含まれる核分裂性 ウラン235（U-235）の量と関連しています。サイクル開始時の炉心におけるU-235の割合が高いほど、原子炉はより多くの全出力運転日数を実現できます。

運転サイクルの終了時には、一部の燃料集合体の燃料は原子炉内で4～6年間発電に使用され、「使用済み」となります。この使用済み燃料は排出され、新しい（新鮮な）燃料集合体に交換されます。[要出典]使用済みとみなされるものの、これらの燃料集合体には大量の燃料が含まれています。[要出典]実際には、原子炉内の核燃料の寿命は経済性によって決まります。すべての核分裂が起こるずっと前から、原子炉は100%のフル出力を維持することができず、そのため、発電所の出力が低下すると電力会社の収益は減少します。ほとんどの原子力発電所は、主に規制費用を中心とした運転諸経費のために非常に低い利益率で運転されているため、100%未満の出力で運転することは経済的に長期間にわたって採算が取れません。[要出典]燃料交換中に交換される原子炉の燃料炉心の割合は通常3分の1ですが、燃料交換間の発電所の運転期間によって異なります。原子力発電所は通常、18ヶ月または24ヶ月の燃料交換サイクルで運転されます。つまり、1回の燃料交換で燃料の3分の1を交換するだけで、原子炉をほぼ2年間フルパワーで稼働させることができます。[要出典]

使用済み燃料の処分と貯蔵は、商用原子力発電所の運転において最も困難な側面の一つです。この核廃棄物は放射能が非常に高く、その毒性は数千年にわたって危険をもたらします。[93]原子炉から放出された後、使用済み燃料は敷地内の使用済み燃料プールに移送されます。使用済み燃料プールは、使用済み燃料の冷却と遮蔽を行うとともに、敷地内作業員の放射線被ばくを制限するための大きな水プールです。エネルギーがある程度減衰した後（約5年）、燃料は燃料プールから乾式遮蔽キャスクに移送され、数千年間安全に貯蔵されます。乾式遮蔽キャスクに装填されたキャスクは、敷地内の不浸透性コンクリートバンカー内に設置された特別に警備された施設に保管されます。敷地内燃料貯蔵施設は、民間航空機の衝突にも耐えられるよう設​​計されており、使用済み燃料への損傷はほとんどありません。平均的な敷地内燃料貯蔵施設は、フットボール場よりも狭いスペースに30年間分の使用済み燃料を保管できます。[要引用]

すべての原子炉が燃料交換のために停止する必要はありません。例えば、ペブルベッド原子炉、RBMK原子炉、溶融塩原子炉、マグノックス原子炉、AGR原子炉、CANDU原子炉では、運転中に原子炉内を燃料が移動します。CANDU原子炉では、これにより、個々の燃料要素を、燃料要素内のU-235の量に最適な位置に配置することができます。

核燃料から抽出されるエネルギー量は燃焼度と呼ばれ、燃料の初期重量単位あたりに生成される熱エネルギーで表されます。燃焼度は通常、初期重金属1トンあたりのメガワット日熱量で表されます。

原子力安全

原子力安全とは、原子力や放射線の事故や事件を防止し、その影響を最小限に抑えるために講じられる措置を指します。原子力業界は原子炉の安全性と性能を改善し、より安全な新しい（ただし一般的にはテストされていない）原子炉の設計を提案してきましたが、原子炉が正しく設計、建設、運転されるという保証はありません。[116]間違いは起こるもので、日本の福島の原子炉の設計者は、地震で発生した津波が、地震後に原子炉を安定させるはずのバックアップシステムを停止させることを想定していませんでした。[117] NRGと日本の原子力安全管理局による複数回の警告にもかかわらず。[要出典] UBS AGによると、福島第一原子力発電所の事故は、日本のような先進経済国でさえ原子力安全を習得できるかどうか疑問視させています。[118]テロ攻撃を含む壊滅的なシナリオも考えられます。[116] MITの学際的なチームは、2005年から2055年までの原子力発電の予想成長を考慮すると、その期間に少なくとも4件の深刻な原子力事故が発生すると予測している。[119]

原子力事故

福島第一原発の原子炉3基が過熱し、冷却水の分解が起こり、水素爆発を引き起こしました。これに加え、燃料のメルトダウンにより、大量の放射性物質が大気中に放出されました。[120]

稀ではあるものの、深刻な原子力事故や放射線事故が発生しています。ウィンズケール火災（1957年10月）、SL-1事故（1961年）、スリーマイル島事故（1979年）、チェルノブイリ原発事故（1986年4月）、福島第一原子力発電所事故（2011年3月）などが挙げられます。[121] 原子力潜水艦の事故としては、 K-19原子炉事故（1961年）[122] 、 K -27原子炉事故（1968年）[123]、K-431原子炉事故（1985年）[121]などがあります。

原子炉は少なくとも34回、地球周回軌道上に打ち上げられています。ソ連の無人原子炉搭載レーダー衛星RORSAT、特にコスモス954号レーダー衛星に関連して、核燃料が軌道上から大気圏に再突入し、カナダ北部に飛散するという事故が複数発生しました（1978年1月）。

天然の原子炉

約20億年前、西アフリカのガボンにある現在のオクロとして知られる地域で、一連の自立型核分裂「炉」が自己組織化しました。当時の場所の条件により、人工原子炉の条件に似た状況で自然の核分裂が発生しました。 [124]これまでに、ガボンのオクロウラン鉱山の3つの別々の鉱床で15の化石天然核分裂炉が発見されています。1972年にフランスの物理学者フランシス・ペランによって初めて発見され、オクロ化石原子炉と総称されています。これらの原子炉では約15億年前に自立型核分裂反応が発生し、数十万年にわたって稼働し、その間平均100kWの電力を出力しました。[125]天然原子炉の概念は、1956年にアーカンソー大学のポール・クロダによって理論化されました。[126] [127]

このような原子炉は、現在の地質年代の地球上ではもはや形成できません。かつてはより豊富であったウラン235は、数億年にわたる放射性崩壊によって、この天然核分裂性同位体の割合が、減速材として水のみを使用した場合の連鎖反応を維持するのに必要な量を下回るまで減少しました。

天然の原子炉は、ウランを豊富に含む鉱床が中性子減速材として作用する地下水に浸水し、強力な連鎖反応が起こったときに形成されました。反応が加速するにつれて減速材の水は蒸発し、再び減速してメルトダウンを防いでいました。核分裂反応は数十万年にわたって持続し、数時間から数日程度の周期で繰り返されました。

これらの天然原子炉は、地質学的放射性廃棄物処分に関心を持つ科学者によって広く研究されています。これらは、放射性同位体が地殻中をどのように移動するかを示す事例研究となります。これは重要な論争の的となっており、地質学的廃棄物処分に反対する人々は、保管されている廃棄物からの同位体が水源に流入したり、環境に放出されたりするのではないかと懸念しています。

排出量

原子炉は通常の運転中にトリチウムを生成し、最終的には微量で環境に放出されます。

水素の同位体であるトリチウム（T）は、酸素と結合してT 2 Oを形成することが多い。この分子は化学的にはH 2 Oと同一であるため無色無臭であるが、水素原子核内の追加の中性子により、トリチウムは半減期12.3年のベータ崩壊を起こす。原子力発電所から放出されるトリチウムは測定可能であるにもかかわらず、ごく微量である。米国原子力規制委員会（NRC）は、トリチウム水が大量に流出したとみなされる汚染井戸から1年間水を飲んだ場合、被ばく量は0.3ミリレムと推定している。[128]ちなみに、これはワシントンD.C.からロサンゼルスへの往復飛行で人が浴びる4ミリレムよりも一桁少ない。これは、高高度では高エネルギー宇宙線に対する大気の防護が弱いためである。 [128]

通常運転中の原子力発電所から放出されるストロンチウム90の量は、自然放射線量では検出できないほど微量です。地下水や一般環境において検出可能なストロンチウム90は、20世紀半ばに行われた核実験（環境中のストロンチウム90の99%を占める）とチェルノブイリ原発事故（残りの1%を占める）に由来しています。[129]

参照

発電機の種類
組織、出版物、キャンペーン
リスト

注記

  1. ^ 1972年にガボンのオクロで、消滅した天然の原子核分裂炉が発見されました。 [3]
  2. ^ JEEPはノルウェーのNTNFとオランダのFOMによって共同で製造された [nl]

参考文献

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  • ウラン会議、日本の事故に関する議論を追加
  • 討論: 原子力は地球温暖化の解決策となるか?
  • 憂慮する科学者連合、米国の原子炉計画に関する懸念
  • Freeviewビデオ「原子力発電所 ― 何が問題なのか」ジョン・コリアーによる王立研究所講演（ベガ・サイエンス・トラスト主催）。2011年11月3日アーカイブ、Wayback Machineにて。
  • 原子力エネルギー研究所 – 仕組み：発電。2010年1月30日アーカイブ、Wayback Machineにて
  • アルソスデジタルライブラリの原子炉技術に関する注釈付き書誌
    • ソヴィエト連邦における宇宙用原子炉の開発とその実用2019 年 6 月 3 日にウェイバック マシンにアーカイブ