核燃料
核燃料プロセス
核子数と結合エネルギーを比較したグラフ
ラウエ・ランジュバン研究所の研究炉の炉心のレプリカのクローズアップ

核燃料とは、原子力発電所やその他の原子力装置でエネルギーを生成するために使用される物質（通常は核分裂性物質）を指します。

酸化物燃料

核分裂炉の場合、燃料（通常はウランベース）は通常、金属酸化物ベースです。酸化物の融点は金属の融点よりもはるかに高く、すでに酸化状態にあるため燃えないため、金属そのものではなく酸化物が使用されます。

ジルコニウム金属と二酸化ウランの熱伝導率と温度の関係

二酸化ウラン

二酸化ウランは黒色の半導体固体です。硝酸ウラニルを加熱してUOを生成することで生成できます。2。

UO 2 (NO 3 ) 2 · 6 H 2 O → UO 3 + 2 NO 2 + ½ O 2 + 6 H 2 O (g)

これを水素と加熱することでUO 2に変換されます。濃縮六フッ化ウランをアンモニアと反応させて二ウラン酸アンモニウム（NH 4 ) 2 U 2 O 7と呼ばれる固体にすることでUO 2 を生成できます。これを加熱（焼成）することでUO 2 が生成します。3そしてU 3 O 8を水素またはアンモニアで加熱することでUO 2に変換されます。[ 1 ] UO 2は有機バインダーと混合され、ペレット状に圧縮されます。その後、ペレットは水素またはアルゴン中でさらに高温で焼成され、固体が焼結されます。目的は、気孔の少ない緻密な固体を形成することです。

二酸化ウランの熱伝導率はジルコニウム金属に比べて非常に低く、温度が上昇するにつれて低下します。水中における二酸化ウランの腐食は、金属表面の ガルバニック腐食と同様の電気化学的プロセスによって制御されます。

炉心環境における通常運転中に中性子束に曝露されると、燃料中の238 Uのごく一部が過剰な中性子を吸収し、 239 Uに変換されます。239 Uは急速に239 Npに崩壊し、さらに急速に239 Puに崩壊します。この少量の239 Puは、 235 Uよりも高い中性子断面積を持っています。239 Puが蓄積するにつれて、連鎖反応は燃料使用開始時の純粋な235 Uから、 18～24ヶ月の燃料曝露期間の終わりには約70%の235 Uと30%の239 Puの比率へと変化します。 [ 2 ]

MOX

混合酸化物燃料（MOX燃料）は、プルトニウムと天然ウランまたは劣化ウランの混合物であり、ほとんどの原子炉の設計に用いられている濃縮ウラン燃料と類似した（ただし同一ではない）挙動を示します。MOX燃料は、原子力発電の主流である軽水炉で使用される低濃縮ウラン（LEU）燃料の代替燃料です。

MOX燃料は余剰プルトニウムを核変換によって処分する手段であるものの、使用済みMOX燃料炉心は新たな処分上の課題をもたらすという懸念が表明されている。商用核燃料の再処理によるMOX燃料の製造は、セラフィールドMOX工場（英国）で行われた。2015年現在、MOX燃料はフランスのマルクール原子力発電所で製造されているほか、ロシアの鉱業化学連合、インド、日本で少量生産されている。中国は高速増殖炉の開発と再処理を計画している。

世界原子力エネルギーパートナーシップは、ジョージ・W・ブッシュ政権時代に米国が提案したもので、使用済み核燃料を再処理して、その中のプルトニウムを核燃料としては使えるようにする国際的なパートナーシップを形成するというものである。米国では、核不拡散の観点から、使用済み商用原子炉燃料の再処理は認められていない。日本を除く他のすべての再処理諸国は、長らく軍事用の研究炉燃料から核兵器を製造してきた。通常、燃料は約3年ごとに交換され、239 Puの約半分が原子炉で「燃焼」し、総エネルギーの約3分の1を提供する。これは235 Uのように振舞い、核分裂で同程度のエネルギー量を放出する。燃焼度が高いほど、使用済み燃料に含まれるプルトニウムの量は多くなるが、利用可能な核分裂性プルトニウムの量は少なくなる。通常、原子炉から排出される使用済み燃料の約 1 パーセントはプルトニウムであり、その約 3 分の 2 は核分裂性燃料です (約 50 パーセント239 Pu、 15 パーセント241 Pu )。

金属燃料

金属燃料は酸化物燃料より熱伝導率がはるかに高いという利点があるが、酸化物燃料ほどの高温には耐えられない。金属燃料の使用歴史は長く、 1946年のクレメンタイン原子炉から多くの試験研究炉にまで及ぶ。金属燃料は、最も高い核分裂性原子密度を実現できる可能性がある。金属燃料は通常合金にされるが、一部の金属燃料は純粋なウラン金属で作られている。使用されてきたウラン合金には、ウランアルミニウム、ウランジルコニウム、ウランシリコン、ウランモリブデン、ウランジルコニウム水素化物(UZrH)、ウランジルコニウム炭窒化物などがある。[ 3 ]前述の燃料はいずれも、閉鎖型核燃料サイクルの一部としてプルトニウムやその他のアクチニドで製造することができる。金属燃料は、軽水炉や、実験増殖炉 IIなどの液体金属高速増殖炉で使用されている。

TRIGA燃料

TRIGA燃料は、TRIGA（訓練・研究・同位体・一般原子炉）原子炉で使用されています。TRIGA原子炉は、即発負燃料温度係数を持つUZrH燃料を使用しています。つまり、炉心の温度が上昇すると反応度が低下するため、メルトダウンが発生する可能性は非常に低いのです。この燃料を使用する炉心のほとんどは「高漏洩」炉心であり、漏れた余分な中性子を研究に利用できます。つまり、中性子源として使用できるのです。TRIGA燃料はもともと高濃縮ウランを使用するように設計されていましたが、1978年に米国エネルギー省が研究試験炉向け低濃縮ウラン燃料への原子炉転換を促進する「低濃縮ウラン燃料利用研究試験炉プログラム」を開始しました。TRIGA原子炉は米国に35基、その他に35基あります。

アクチニド燃料

高速中性子炉では、ウランとプルトニウムの中性子捕獲によって生成されるマイナーアクチニドを燃料として使用することができます。金属アクチニド燃料は、通常、ジルコニウム、ウラン、プルトニウム、およびマイナーアクチニドの合金です。金属合金の熱膨張により中性子漏洩が増加するため、本質的に安全にすることができます。

溶融プルトニウム

溶融プルトニウムは、融点を下げるために他の金属と合金化され、タンタルで封入された後、[ 4 ] 、1960年代にロスアラモス国立研究所の2つの実験炉、LAMPRE IとLAMPRE IIで試験されました。LAMPREは運転中に3回の燃料破損を経験しました。[ 5 ]

非酸化物セラミック燃料

酸化物以外のセラミック燃料は、熱伝導率や融点が高いという利点があるが、酸化物燃料よりも膨張しやすいという欠点があり、十分に理解されていない。

窒化ウラン

窒化ウランは、 NASAが設計する原子炉の燃料としてしばしば選ばれます。窒化ウランの利点の一つは、UO 2よりも熱伝導率が高いことです。窒化ウランは融点が非常に高いです。この燃料の欠点は、 （より一般的な14 Nの代わりに） 15 Nを使用しない限り、(n,p)反応によって窒素から大量の14 C が生成されてしまうことです。

このような燃料に必要な窒素は非常に高価なので、15 Nを回収するには燃料の焼成処理が必要になる可能性が高いです。燃料が処理されて硝酸で溶解されると、 15 Nが濃縮された窒素が一般的な14 Nで希釈される可能性があります。フッ化物揮発法は硝酸に依存しない再処理方法ですが、比較的小規模な施設でのみ実証されています。一方、確立されたPUREXプロセスは、使用済み核燃料の約 3 分の 1 に商業的に使用されています (残りは主に「ワンススルー燃料サイクル」の対象です)。

すべての窒素フッ化物化合物は室温で揮発性または気体であり、他の気体生成物（回収された六フッ化ウランを含む）から分留することで、当初使用した窒素を回収することができます。もし燃料を非放射性炭素（一般的な核分裂生成物ではなく、減速材として使用しない原子炉には存在しない）による汚染を低く抑える方法で処理できれば、フッ化物の揮発性を利用して窒素を分離することができます。14四フッ化炭素を製造することによって生成されるC。14Cは、ダイヤモンド電池と呼ばれる特に長寿命の低電力核電池での使用が提案されています。

ウラン炭化物

炭化ウランに関する知見の多くは、 1960年代から1970年代にかけて集中的に研究された液体金属高速炉用のピン型燃料要素の形で蓄積されています。近年、板状燃料、特に微小燃料粒子（三構造等方性粒子など）の形で炭化ウランへの関心が再燃しています。

高い熱伝導率と高い融点により、炭化ウランは魅力的な燃料となっています。さらに、この燃料には酸素が含まれていないため（照射中にO2やその他のガスが発生し、過剰なガス圧が発生する可能性があります）、セラミックコーティングを補完できる（セラミックとセラミックの界面は構造的および化学的に有利）ことから、炭化ウランはガス冷却高速炉などの特定の第4世代原子炉にとって理想的な燃料候補となる可能性があります。炭素の中性子断面積は小さいものの、燃焼期間中は主に12Cは中性子捕獲を受けて安定した13Cおよび放射性14C . とは異なり、14硝酸ウランを使用して生成されるCは、14Cは全体の炭素含有量の中でわずかな同位体不純物しか占めず、そのため炭素含有量全体が非核用途には不向きとなるが、14C濃度は、濃縮なしでは原子力電池に使用するには低すぎます。減速材として使用されていた原子炉から排出される原子炉用黒鉛も同様の問題を抱えています。

液体燃料

液体燃料は溶解した核燃料を含み、従来の固体燃料に比べて多くの運用上の利点があることが示されています。[ 6 ]液体燃料原子炉は、本質的に安定した「自己調整型」原子炉ダイナミクスにより、安全性において大きな利点を有します。この利点は2つあります。1つは原子炉の暴走メルトダウンの可能性を事実上排除すること、もう1つは発電や高温産業用熱源として最適な自動負荷追従機能を提供することです。

一部の液体炉心設計では、燃料を受動的に安全なダンプタンクに迅速に排出することができます。この利点は、 1965年から1969年にかけて行われた溶融塩原子炉実験において、毎週の停止手順の一環として繰り返し実証され、非常に成功を収めました。

液体コアはキセノンガスを放出することができ、通常は中性子吸収体として機能します（135Xeは最も強力な中性子毒物であり、直接生成されるほか、135核分裂生成物としてIを放出し、固体燃料要素の構造閉塞を引き起こします（その結果、長寿命アクチニドを含む98%以上の核燃料が未燃焼のままとなるため、固体燃料棒は早期に交換されます）。対照的に、溶融塩炉は燃料混合物をかなり長期間保持できるため、燃料効率が飛躍的に向上し、通常の運転特性の一部として、廃棄物の大部分が焼却されます。135キセノンは中性子を捕獲する代わりに逃げ出し、基本的に安定で化学的に不活性な状態になる。136Xeは、化学的に非常に反応性が高く、長寿命の放射性物質に急速に崩壊する。135Csは他のアルカリ金属と同様の挙動を示し、代謝によって生物に取り込まれます。

溶融塩

溶融塩燃料は、アクチニド塩（例：フッ化トリウム／ウラン／塩化物）と他の塩の混合物であり、数百℃を超える典型的な融点を超える温度で液体の状態で使用されます。液体フッ化トリウム原子炉（LFTR）などの一部の溶融塩燃料原子炉設計では、この燃料塩が冷却材としても機能します。一方、安定塩原子炉などの他の設計では、燃料塩は燃料ピンに封入され、冷却材は別の非放射性塩です。さらに、燃料が溶融塩ではなく、溶融塩が冷却に使用される溶融塩冷却原子炉というカテゴリもあります。

溶融塩燃料は、溶融塩炉実験として知られるLFTRをはじめとする液体炉心炉実験で使用されました。溶融塩炉の液体燃料は、リチウム、ベリリウム、トリウム、ウランのフッ化物混合物、すなわちLiF-BeF 2 -ThF 4 -UF 4 (72-16-12-0.4 mol%)でした。実験では最高運転温度は705 °Cでしたが、溶融塩の沸点は1400 °Cを超えていたため、はるかに高い温度で運転することもできました。

ウラニル塩の水溶液

水性均一原子炉（AHR）は、硫酸ウラニルまたはその他のウラン塩を水溶液として用います。歴史的に、AHRはすべて小型の研究炉であり、大型の発電炉ではありませんでした。

液体金属または合金

二流体反応器（DFR）には、U-CrやU-Feなどの共晶液体金属合金で動作するDFR/mの変種がある。 [ 7 ]

一般的な物理的形態

二酸化ウラン (UO 2 ) 粉末を円筒形のペレットに圧縮し、高温で焼結して、高密度で物理的特性と化学組成が明確に定義されたセラミック製の核燃料ペレットを製造する。均一な円筒形の形状を狭い公差で実現するために、研削工程が用いられる。この燃料ペレットは次に積み重ねられ、金属製の管に充填される。管に用いられる金属は原子炉の設計によって決まる。過去にはステンレス鋼が使用されていたが、現在ではほとんどの原子炉で、耐腐食性が高いだけでなく中性子吸収も低いジルコニウム合金が使用されている。燃料ペレットを含む管は密閉されており、これらの管は燃料棒と呼ばれる。完成した燃料棒は燃料集合体にまとめられ、発電炉の炉心を構築するのに用いられる。

被覆管は燃料棒の外側の層で、冷却材と核燃料の間にあります。熱中性子の吸収断面積が小さい耐腐食性の材料で作られており、現代の構造では通常ジルカロイまたは鋼が使用され、現在は廃止されているマグノックス原子炉では少量のアルミニウムやその他の金属を含むマグネシウムが使用されています。被覆管は、放射性核分裂片が燃料から冷却材に漏れて冷却材を汚染するのを防ぎます。放射能漏れの防止に加えて、被覆管は冷却材を可能な限り非腐食性に保ち、化学的に攻撃的な核分裂生成物と冷却材との反応を防ぐ役割も果たします。例えば、反応性の高いアルカリ金属のセシウムは水と激しく反応して水素を生成しますが、これはより一般的な核分裂生成物の1つです。[ a ]

  • 原子力規制委員会 (NRC) による未照射 (新しい) 燃料ペレットの写真。
    原子力規制委員会(NRC) による未照射 (新しい) 燃料ペレットの写真。
  • 組み立て準備が整った新鮮な燃料ペレットの NRC の写真。
    組み立て準備が整った新鮮な燃料ペレットの NRC の写真。
  • 検査中の新しい燃料集合体のNRCの写真。
    検査中の新しい燃料集合体のNRCの写真。
PWR燃料集合体（燃料バンドルとも呼ばれる）この燃料集合体は、原子力旅客貨物船NS サバンナの加圧水型原子炉の燃料集合体です。設計・建造はバブコック・アンド・ウィルコックス社が行いました。

加圧水型原子炉燃料

加圧水型原子炉(PWR) の燃料は、円筒形の棒を束ねて構成されています。ウラン酸化物セラミックはペレット状に成形され、ジルカロイ製の管に挿入されて束ねられています。ジルカロイ製の管は直径約 1 センチメートル (0.4 インチ) で、燃料被覆管の隙間にはヘリウムガスが充填され、燃料から被覆管への熱伝導が改善されています。燃料束 1 つあたり約 179 ～ 264 本の燃料棒が収められており、原子炉の炉心には約 121 ～ 193 本の燃料束が装荷されています。一般に、燃料束は 14×14 ～ 17×17 に束ねられた燃料棒で構成されています。PWR の燃料束の長さは約 4 メートル (13 フィート) です。PWR の燃料束では、制御棒が上部から燃料束に直接挿入されます。燃料バンドルは通常、ウラン235が数パーセント濃縮されています。ウラン酸化物は、腐食や水素脆化を引き起こす可能性のあるセラミック燃料内の水分を除去するため、チューブに挿入する前に乾燥されます。ジルカロイチューブはヘリウムで加圧され、長期間の使用で燃料棒の破損につながる可能性のあるペレットと被覆管の相互作用を最小限に抑えます。時間の経過とともに、熱膨張と核分裂ガスの放出により、燃料ペレットは亀裂が生じ、「砂時計」形状に変形します。これは、被覆管に特徴的な「竹」のような変形をもたらします。これらの機械的相互作用は、特に燃料棒内部の圧力が上昇し、照射中に燃料の膨張が続くと、被覆管に応力を与える可能性があります。

沸騰水型原子炉燃料

沸騰水型原子炉（BWR）の燃料はPWR燃料と似ていますが、燃料集合体が「缶状」になっている点が異なります。つまり、各燃料集合体の周囲を細い管で囲んでいるのです。これは主に、局所的な密度変化が原子炉の炉心における中性子工学や熱流体力学に影響を与えるのを防ぐためです。現代のBWR燃料集合体では、メーカーによって91本、92本、または96本の燃料棒が集合体ごとに配置されています。米国で製造されているBWRの最小サイズでは368本、最大サイズでは800本の燃料棒が原子炉の炉心を形成しています。各BWR燃料棒には、約3標準気圧（300 kPa）の圧力までヘリウムが充填されています。

CANDU燃料束はそれぞれ長さ約50センチ、直径10センチ。

カナダの重水素ウラン燃料

カナダ重水素ウラン燃料（CANDU）燃料バンドルは、長さが約0.5メートル（20インチ）、直径が10センチメートル（4インチ）である。これらは、ジルコニウム合金の管に入った焼結（UO 2）ペレットで構成され、ジルコニウム合金の端板に溶接されている。各バンドルの重さは約20キログラム（44ポンド）で、典型的な炉心装荷は設計に応じて約4500～6500バンドルである。現代のタイプは、通常、バンドルの長軸の周りに放射状に配置された37本の同一の燃料ピンを持っているが、過去にはいくつかの異なる構成と数のピンが使用されていた。CANFLEXバンドルは、2つの要素サイズを持つ43本の燃料要素を持っている。直径は約10センチメートル（4インチ）、長さは0.5メートル（20インチ）、重さは約20キログラム（44ポンド）で、37本の燃料ピンを持つ標準バンドルに取って代わる。 2種類の異なるピン径を用いることで、燃料性能を向上させるよう特別に設計されています。現在のCANDU設計では、臨界達成に濃縮ウランを必要としません（重水減速材は軽水減速材に比べて中性子吸収が低いため）。しかし、一部の新しいコンセプトでは、原子炉の小型化を図るため、低濃縮化が求められています。アルゼンチンのアトゥチャ原子力発電所は、CANDUと同様の設計ですが、ドイツのKWUによって建設されました。当初は非濃縮燃料用に設計されていましたが、その後、低濃縮化燃料に切り替えられました。235天然ウランよりも U含有量が約 0.1パーセントポイント高くなります。

あまり一般的ではない燃料形態

様々な核燃料形態が特定の用途で使用されていますが、BWR、PWR、CANDU発電所で使用されているものほど広く普及していません。これらの燃料形態の多くは、研究用原子炉でのみ使用されているか、軍事用途にのみ使用されています。

マグノックス燃料棒

マグノックス燃料

マグノックス（マグネシウム非酸化性）原子炉は、加圧、二酸化炭素冷却、黒鉛減速炉であり、燃料として天然ウラン（すなわち未濃縮ウラン）を使用し、燃料被覆としてマグノックス合金を使用する。作動圧力は、鋼製圧力容器の場合6.9～19.35バール（100.1～280.6psi）で、2種類の鉄筋コンクリート設計は24.8バールおよび27バール（24.5および26.6気圧）で運転される。マグノックス合金は、主にマグネシウムで構成され、少量のアルミニウムおよびその他の金属を含む。これは、未濃縮ウラン燃料を非酸化性の被覆で覆い、核分裂生成物を封じ込めるために使用される。この材料は中性子捕獲断面積が小さいという利点があるが、2つの大きな欠点がある。

マグノックス燃料は、低い運転温度にもかかわらず最大限の熱伝達を実現するために冷却フィンを組み込んでいたため、製造コストが高くなりました。酸化物ではなく金属ウランを使用することで、再処理はより容易になり、結果としてコストも削減されましたが、原子炉から燃料を取り出した後すぐに再処理する必要があったため、核分裂生成物の危険性は深刻でした。この問題に対処するために、高価な遠隔操作施設が必要でした。

三構造等方性燃料

0.845 mmのTRISO燃料粒子が割れており、球状の核を覆っている複数の層が見える。

TRISO（三構造等方性）燃料は、微粒子燃料の一種です。粒子はUO 2燃料（UCまたはUCOと呼ばれることもあります）の核から構成され、流動化化学気相成長法（FCVD）によって堆積された3つの等方性材料の4層でコーティングされています。4層は、核分裂生成物の反跳を吸収する炭素製の多孔質緩衝層、保護用の緻密な熱分解炭素（PyC）層、高温で核分裂生成物を保持しTRISO粒子の構造的完全性を高めるSiCセラミック層、そして緻密なPyC外層です。TRISO粒子は、円筒形または球形のグラファイトペレットに封入されます。TRISO燃料粒子は、1600℃までの温度でプロセスによる応力（熱膨張差や核分裂ガス圧力など）によって割れないように設計されているため、適切に設計された原子炉では、最悪の事故シナリオでも燃料を封じ込めることができます。

TRISO燃料粒子は、もともとイギリスのドラゴン原子炉計画の一環として開発されました。SiCを拡散障壁として用いるという提案は、DTリビーによって初めてなされました。[ 8 ]被覆粒子燃料の研究は、アメリカのピーチボトム1号機でも同時期に行われました。[ 8 ] [ 9 ]ピーチボトム原子炉では、二構造等方性（BISO）と呼ばれる多孔質炭素とPyC層のみを用いた被覆粒子燃料が使用されていました。

歴史的に、TRISOは高温ガス冷却炉（HTGR）（角柱型とペブルベッド型の両方）で使用されてきました。TRISOを採用した最初の原子炉はドラゴン原子炉であり、最初の商用発電所は角柱型HTGRであるフォート・サン・ヴラン原子力発電所でした。2026年現在、TRISO燃料コンパクトは、中国のHTR-10や日本の高温工学試験炉などの実験炉、および100MW e HTR-PMペブルベッドHTGRで商業的に使用されています。

アメリカ合衆国では、UO2とUC固溶体核を持つTRISO粒子を含む球状燃料ペブルが、X - energy Xe-100ペブルベッドHTGR設計で使用するために研究されており、 Kairos PowerはTRISO燃料を使用する50MWのペブルベッド溶融塩炉を建設しています。 [ 10 ] TRISOは、さらに高いHTGR出口温度に到達しようとしている第4世代イニシアチブの6つの原子炉設計の1つである超高温原子炉（VHTR）コンセプトで使用するためにも研究されています。

QUADRISO燃料

QUADRISO粒子

QUADRISO粒子では、通常のTRISO粒子の燃料核を可燃性中性子毒（酸化ユーロピウム、酸化エルビウム、または炭化エルビウム）層が取り囲み、過剰な反応性をより適切に管理します。炉心にTRISO燃料とQUADRISO燃料の両方が搭載されている場合、使用開始当初は中性子は可燃性毒によって阻止されるため、QUADRISO粒子の燃料に到達しません。原子炉の運転中、中性子照射によって毒は「燃え尽きる」、つまり徐々に非毒同位体に変換されます。これにより、この毒効果は減少し、連鎖反応を維持するために利用できる中性子が徐々に増加します。このメカニズムは、核分裂生成物の不可避的な一部である望ましくない中性子毒の蓄積と、通常の核分裂性燃料の「燃え尽きる」または減少を補います。一般化されたQUADRISO燃料コンセプトでは、毒は最終的に燃料核または外側のパイロカーボンと混合される可能性があります。 QUADRISO [ 11 ]のコンセプトはアルゴンヌ国立研究所で考案されました。

RBMK 原子炉燃料棒ホルダー1 – 距離測定アーマチュア、2 – 燃料棒シェル、3 – 燃料タブレット。

RBMK燃料

RBMK型原子炉燃料は、ソ連で設計・建設されたRBMK型原子炉で使用されました。これは低濃縮ウラン酸化物燃料です。RBMK燃料要素はそれぞれ長さ3mで、各燃料チャネル（圧力管）に2つずつ背中合わせに配置されています。RBMK燃料の製造には、ロシアのVVER原子炉使用済み燃料から再処理されたウランが使用されています。チェルノブイリ事故後、制御棒の改造と吸収材の追加設置を補うため、燃料の濃縮度は2.0%から2.4%に変更されました。

CerMet燃料

CerMet燃料は、金属マトリックスに埋め込まれたセラミック燃料粒子（通常は酸化ウラン）で構成されています。このタイプの燃料は、アメリカ海軍の原子炉で使用されていると考えられています。この燃料は高い熱輸送特性を持ち、大きな膨張にも耐えることができます。

プレート型燃料

アイダホ国立研究所の先進試験炉（ATR）は、クローバーの葉のような配置の板状燃料を使用しています。コアの周りの青い光はチェレンコフ放射として知られています。

プレート型燃料は長年にわたり人気が落ちてきました。プレート型燃料は通常、金属被覆管で挟まれた濃縮ウランで構成されています。プレート型燃料は、セラミック製の円筒形燃料に見られるような高温を必要とせず、材料照射研究や同位体製造など、高い中性子束が求められるいくつかの研究炉で使用されています。現在、アイダホ国立研究所の先進試験炉（ATR）と、マサチューセッツ大学ローウェル放射線研究所の原子炉研究炉で使用されています。

ナトリウム結合燃料

ナトリウム結合燃料は、燃料スラグ（またはペレット）と被覆管の間の隙間に液体ナトリウムが充填された燃料です。この燃料は、ナトリウム冷却液体金属高速炉でよく使用されます。EBR-I、EBR-II、FFTFで使用されています。燃料スラグは金属製またはセラミック製です。ナトリウム結合は燃料の温度を下げるために使用されます。

事故耐性燃料

事故耐性燃料（ATF）は、冷却材喪失事故（LOCA）や反応起因事故（RIA）といった事故発生時における燃料性能の向上を目的として研究されている一連の新しい核燃料概念です。これらの懸念は、日本の福島第一原子力発電所の事故後、特に軽水炉（LWR）燃料の事故発生時における性能に関して顕著になりました。[ 12 ]

新しい燃料被覆材システムを様々なタイプのATF材料に適用するための中性子解析が行われた。[ 13 ]

この研究の目的は、既存の燃料設計よりもかなり長い期間、能動冷却の喪失に耐えることができ、事故時の放射性核種の放出を防止または遅らせることができる核燃料を開発することです。 [ 14 ]この研究は、燃料ペレットと被覆管の設計の再考、[ 15 ] [ 16 ]および両者の相互作用に焦点を当てています。[ 17 ] [ 13 ] [ 18 ] [ 19 ] [ 20 ]

使用済み核燃料

使用済み核燃料は、核分裂生成物であるウラン、プルトニウム、そして超プルトニウム金属の複雑な混合物です。発電炉で高温で使用された燃料は、不均質であることが一般的で、パラジウムなどの白金族金属のナノ粒子が含まれていることがよくあります。また、燃料はひび割れたり、膨張したり、融点近くまで加熱されたりしている可能性もあります。使用済み燃料はひび割れている可能性がありますが、水に非常に溶けにくいため、アクチノイドと核分裂生成物の大部分を二酸化ウランの結晶格子内に保持することができます。使用済み核燃料による放射線の危険性は、放射性物質の崩壊とともに低下しますが、その後も長年にわたって高いままです。例えば、原子炉から除去されてから10年経っても、典型的な使用済み燃料集合体の表面線量率は依然として10,000レム/時を超え、わずか数分で致死量に達します。[ 21 ]

事故時の酸化物燃料

放出には主に2つのモードがあり、核分裂生成物が蒸発するか、燃料の小さな粒子が分散されます。

燃料の挙動と照射後検査

照射後検査（PIE）は、核燃料などの使用済み核物質の研究です。PIEにはいくつかの目的があります。使用済み燃料を検査することで、通常使用時に発生する破損モード（および事故発生時の燃料の挙動）を研究できることが知られています。さらに、燃料使用者がその品質を保証できる情報が得られ、新しい燃料の開発にも役立ちます。重大事故の後には、炉心（または炉心の残存部分）が通常PIEの対象となり、何が起こったのかを調べます。PIEが実施される場所の一つは、EUの高放射性物質研究センターであるITUです。

高放射線環境（原子炉など）にある材料は、膨潤[ 22 ]や非熱クリープといった特異な挙動を示すことがあります。材料内部で核反応（燃料で起こるような反応）が起こると、化学量論も時間とともにゆっくりと変化します。これらの挙動は、新たな材料特性、ひび割れ、核分裂ガスの放出につながる可能性があります。

二酸化ウランの熱伝導率は低く、多孔性と燃焼の影響を受けます。燃焼により、ランタノイドなどの核分裂生成物が格子に溶解し、パラジウムなどの核分裂生成物が析出し、キセノンやクリプトンなどの核分裂生成物による核分裂ガス泡が形成され、格子が放射線損傷を受けます。低い熱伝導率は、使用中にペレット中心部の過熱につながる可能性があります。多孔性は、燃料の熱伝導率の低下と、使用中に発生する膨張の両方を引き起こします。

国際原子力安全センター[ 23 ]によれば、二酸化ウランの熱伝導率は一連の方程式によってさまざまな条件下で予測できる。

燃料の かさ密度は熱伝導率と関連している可能性があります。

ここでρは燃料の嵩密度、ρ tdは二酸化ウランの理論密度です。

多孔質相の熱伝導率（K f）は、完全相（K o、多孔性なし）の熱伝導率と以下の式で結びつきます。sは孔の形状係数を表す項であることに注意してください。

K f = K o (1 − p /1 + ( s  − 1) p )

リーズディスク法、フォーブス法、サール棒法といった従来の方法を用いた熱伝導率の測定ではなく、燃料の小さな円盤を炉内に置くレーザーフラッシュ分析法が一般的です。必要な温度まで加熱した後、円盤の片面にレーザーパルスを照射します。熱波が円盤を通過するのに要した時間、円盤の密度、円盤の厚さを用いて熱伝導率を計算し、決定します。

λ = ρC p α

t 1/2 を、照射されていない表面が最終的な温度上昇の半分を経験するのに必要な時間として定義すると、

α = 0.1388 L 2 / t 1/2
  • Lはディスクの厚さである

詳細についてはK. ShinzatoとT. Baba（2001）を参照。[ 24 ]

放射性同位元素崩壊燃料

放射性同位元素電池

原子電池（核電池または放射性同位元素電池とも呼ばれる）は、放射性崩壊を利用して発電する装置です。これらのシステムは、低エネルギーのベータ粒子、あるいは様々なエネルギーのアルファ粒子を生成する放射性同位元素を使用します。低エネルギーのベータ粒子は、強力な遮蔽が必要となる高エネルギーの透過性制動放射線の発生を防ぐために必要です。プルトニウム238、キュリウム242、キュリウム244、ストロンチウム90などの放射性同位元素が使用されてきました。トリチウム、ニッケル63、プロメチウム147、テクネチウム99も試験されています。

原子電池には、熱型と非熱型の2つの主要なカテゴリがあります。非熱型原子電池は様々な設計があり、荷電アルファ粒子とベータ粒子を利用します。これらの設計には、直接充電型発電機、ベータボルタイク型、光電型原子電池、放射性同位体圧電発電機などがあります。一方、熱型原子電池は、放射性崩壊による熱を電気に変換します。これらの設計には、熱イオン変換器、熱光起電力電池、アルカリ金属熱電変換器、そして最も一般的な設計である放射性同位体熱電発電機などがあります。

放射性同位元素熱電発電機

打ち上げ前のカッシーニ宇宙船RTGの検査

放射性同位体熱電発電機(RTG) は、熱電対のアレイを使用して放射性同位体からの熱を電気に変換する単純な電気発電機です。

238プルトニウムは二酸化プルトニウムの形で、RTGの燃料として最も広く利用されている。半減期は87.7年、エネルギー密度は適度で、ガンマ線と中性子線の量は非常に少ない。ロシアの陸上RTGの中には、プルトニウムを使用しているものもある。90Sr ; この同位体は半減期が短く、エネルギー密度もはるかに低いが、安価である。1958年に米国原子力委員会によって初めて建設された初期のRTGでは、210Po。この燃料は驚異的に大きなエネルギー密度（ポロニウム210 1グラムで140ワットの熱エネルギーを発生）を提供しますが、半減期が非常に短くガンマ線を生成するため用途が限られており、この用途では段階的に廃止されています。

分解されたRHUの写真

放射性同位元素加熱ユニット（RHU）

放射性同位元素加熱ユニット（RHU）は、通常、数グラムのプルトニウム238の崩壊によって得られる約1ワットの熱を1基あたり提供します。この熱は数十年にわたって継続的に放出されます。

これらの機能は、宇宙空間における電子機器などの精密機器を局所的に加熱することです。土星探査機カッシーニ・ホイヘンスには、発電用の3基の主RTGに加えて、82基のRTGが搭載されています。タイタン探査機ホイヘンスには、35基のRTGが搭載されています。

核融合燃料

核融合燃料は、仮想の核融合発電炉で使用される燃料です。重水素（2 H）と三重水素（3 H）に加え、ヘリウム3（3 He）も含まれます。他の多くの元素も融合できますが、それらの原子核の電荷が大きいため、はるかに高い温度が必要になります。将来のエネルギー源として真剣に検討されているのは、最も軽い元素の核融合だけです。太陽などの恒星で行われている最も軽い原子である水素（1 H）の核融合も、地球上では実用的とは考えられていません。核融合燃料のエネルギー密度は核分裂燃料よりもさらに高く、数分間持続する核融合反応も達成されていますが、核融合燃料を純エネルギー源として利用することは、まだ理論上の可能性に過ぎません。[ 25 ]

第一世代の核融合燃料

重水素と三重水素はどちらも第一世代の核融合燃料と考えられています。これらの元素の原子核の電荷はすべての元素の中で最も低いため、最も核融合しやすいのです。エネルギー生成に利用できる核反応として最もよく挙げられるのは、以下の3つです。

2 H + 3 H → n (14.07 MeV) + 4 He (3.52 MeV)
2 H + 2 H → n (2.45 MeV) + 3 He (0.82 MeV)
2 H + 2 H → p (3.02 MeV) + 3 H (1.01 MeV)

第二世代核融合燃料

第二世代燃料は、第一世代核融合燃料よりも高い閉じ込め温度または長い閉じ込め時間を必要としますが、生成される中性子の数は少なくなります。中性子は、エネルギー生成の観点からは核融合反応の望ましくない副産物です。核融合炉の壁に吸収されて放射性物質となるためです。中性子は電荷を帯びていないため、磁場で閉じ込めることができません。このグループは重水素とヘリウム3で構成されています。生成物はすべて荷電粒子ですが、中性子生成につながる重大な副反応が起こる可能性があります。

2 H + 3 He → p (14.68 MeV) + 4 He (3.67 MeV)

第三世代核融合燃料

第三世代の核融合燃料は、主反応で荷電粒子のみを生成し、副反応は比較的重要ではありません。生成される中性子の量はごくわずかであるため、核融合炉の壁に誘導放射能はほとんど発生しません。これはしばしば核融合研究の最終目標と見なされます。3 Heは、第三世代の核融合燃料の中で最も高いマクスウェル反応性を有します。しかしながら、この物質の地球上には重要な天然資源は存在しません。

3 He + 3 He → 2 p + 4 He (12.86 MeV)

もう一つの潜在的な非中性子核融合反応は陽子-ホウ素反応です。

p + 11 B → 3 4 He (8.7 MeV)

合理的な仮定のもとでは、副反応により核融合エネルギーの約0.1%が中性子によって運ばれることになります。123keVでは、この反応の最適温度は純水素反応の約10倍高く、エネルギー閉じ込めはDT反応に必要なエネルギーの500倍高くする必要があり、出力密度はDT反応の2500分の1になります。

参照

注記

  1. ^両方の核分裂生成物収率は135Csと137セシウムは約6％で、1キログラムあたり235U分割すると、それぞれ約35グラムになります135Csと137セシウム（Cs））。これらのよく知られた中長寿命の放射性セシウム同位体の他に、次のようなセシウム同位体も存在します。133Cs（安定）および134「新鮮な」使用済み核燃料にかなりの量で存在するCs （半減期は約2年）

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PWR燃料

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