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| 先進試験炉 | |
|---|---|
 先進試験炉 | |
  アイダホ国立研究所 | |
| 運営機関 | アイダホ国立研究所 |
| 位置 | アメリカ合衆国アイダホ州アルコ近郊ビュート郡 |
| 座標 | 北緯43°35′09″ 西経112°57′55″ / 北緯43.585833° 西経112.965278° / 43.585833; -112.965278 |
| 力 | 250MW |
| 建設と維持 | |
| 建設開始 | 1967 |
| 技術仕様 | |
| 最大熱流束 | 10 15秒−1 cm −2 |
| 最大高速フラックス | 5·10 14秒−1 cm −2 |
| 冷却 | 軽水 |
| 中性子減速装置 | 軽水 |
| 中性子反射鏡 | ベリリウム |
| 外装材 | ステンレス鋼とコンクリート |
先進試験炉( ATR )は、アイダホ州アルコの東に位置するアイダホ国立研究所の研究用原子炉です。この原子炉は、発電所、海軍の推進装置、研究用原子炉、先進原子炉で使用される核燃料や材料を試験するために設計され、使用されています。最大熱出力 250 MW で動作し、さまざまな試験場所を可能にする「四つ葉のクローバー」炉心設計 (カムニウスのバラに類似) を備えています。この独自の設計により、さまざまな場所で異なる中性子束(毎秒 1 平方センチメートルに衝突する中性子の数) 条件が可能になります。試験場所のうち 6 か所では、実験を一次冷却システムから分離して、温度、圧力、流量、化学反応の独自の環境を提供し、物理的環境を再現しながら核状態を加速することができます。
ATR は加圧型軽水炉 (LWR) で、冷却材と減速材の両方に水を使用します。炉心は、実験に中性子を集中させるためのベリリウム 中性子反射体に囲まれており、複数の実験位置も備えています。低温および低圧 (71 °C (160 °F)) で動作し、最大 2.69 MPa の水圧で動作します。ATR 原子炉容器は、高さ 35 フィート (11 m)、幅 12 フィート (3.7 m) の頑丈なステンレス鋼製です。炉心は、高さ約 4 フィート (1.2 m)、幅 4 フィート (1.2 m) です。
ATR は、核燃料や材料の照射の役割に加えて、医療用途の高比放射能 (HSA)コバルト 60 ( 60 Co) の米国国内唯一の供給源です。HSA 60 Co は、主に脳腫瘍のガンマナイフ治療に使用されます。その他の医療用および産業用の同位元素も生産されており、宇宙船の動力源として役立つ プルトニウム 238 ( 238 Pu)など、今後も生産される可能性があります。
歴史
1951年以来、52基の原子炉が、もともと原子力委員会の国立原子炉試験所だった場所に建設されてきました。現在は米国エネルギー省のアイダホ国立研究所（INL）が所在しています。1967年に建設されたATRは、この場所で現在も稼働している3基の原子炉のうち2番目に古いものです。[2]その主な機能は、材料や燃料のサンプルに中性子を集中的に照射して、商業用原子炉で何年も過ごした後に生じるような高レベルの放射線への長期曝露を再現することです。ATRは、この機能を備えた世界でわずか4基の試験原子炉のうちの1つです。[3]この原子炉は、医療や産業で使用するための希少同位元素も生成します。[4]
国立科学利用施設
2007年4月、ATRは国立科学ユーザー施設に指定され、その後、原子炉の大学、研究所、産業界による利用を奨励するために、原子力科学ユーザー施設（NSUF）に改名されました。[5]この地位は、既存の商業用原子炉の寿命を延ばし、原子力開発を促進するための実験を刺激することを目的としています。これらの実験では、「原子炉で動作する材料、核燃料、機器」をテストします。[3]このプログラムでは、実験者は原子炉で実験を行うために費用を支払う必要はありませんが、結果を発表する必要があります。NSUFシステムを通じて、ATRとパートナー施設は42の異なる機関（大学、国立研究所、産業界）から213の受賞した実験を主催し、178の出版物とプレゼンテーションを生み出しました。
ATRと商用原子炉の比較
試験炉は、商業用原子炉とは外観や設計が大きく異なります。商業用原子炉は大型で、高温高圧で稼働し、大量の核燃料を必要とします。典型的な商業用原子炉は、容積が48立方メートル（1,700立方フィート）で、288℃（550℉）、177気圧で5,400キログラム（11,900ポンド）のウランが入っています。[ 4 ]商業用原子炉は大型でエネルギーが蓄えられているため、緊急事態が発生した場合に 放射性物質が放出されるのを防ぐための堅牢な「封じ込め構造」が必要です。
対照的に、ATR はより小さな格納容器構造を必要とします。容積は 1.4 立方メートル (49 立方フィート)、ウランは 43 キログラム (95 ポンド)、作動温度は 60 °C (140 °F)、圧力は 26.5 atm (給湯器と同等の条件) です。[4]原子炉容器自体はステンレス鋼で作られており、地下 20 フィート (6.1 メートル) 以上までコンクリートで囲まれており、偶発的または意図的な損傷に対して強化されています。原子炉エリア全体は、放射能の放出の可能性からさらに周囲の環境を保護するために設計された閉じ込め構造 (「閉じ込め構造」とは対照的) で囲まれています。
原子炉の設計と実験能力
ATR コアは、研究ニーズに可能な限り柔軟に対応できるように設計されています。実験の変更やメンテナンスを行うために、必要に応じて何度でも安全にオンラインにしたり、電源をオフにしたりできます。また、異常な実験条件や停電が発生した場合にも、原子炉の電源は自動的にオフになります。
原子炉の炉心部品は、放射線被曝による疲労を防ぎ、実験者が常に新しい原子炉で作業できるようにするため、7～10年ごとに交換されます。原子炉から放出される中性子束は一定でも可変でもよく、四つ葉のクローバー型設計の各ローブは独立して制御され、1平方センチメートルあたり毎秒10 15 個の 熱中性子、または5·10 14 個の高速中性子 s −1 cm −2まで生成できます。[6]反射鏡内には77か所の異なる試験場所があり、炉心の外側にはさらに34か所の低強度の場所があり、さまざまな試験環境で同時に多くの実験を実行できます。[7]直径5.0インチ（130 mm）、長さ4フィート（1.2 m）までの試験体積に対応できます。実験は平均7週間ごとに変更され、原子炉は年間の75％で公称運転（110 MW）されています。[8]
原子炉では3種類の実験を行うことができます。[8]
- 静的カプセル実験: 試験する材料は、アルミニウム、ステンレス鋼、またはジルカロイでできた密閉されたチューブに入れられ、その後、所定の原子炉位置に挿入されます。チューブが原子炉の全高 48 インチより短い場合は、カプセルを複数積み重ねることができます。場合によっては、原子炉冷却材と直接接触する材料 (燃料要素など) を試験することが望ましいことがありますが、その場合、試験カプセルは密閉されません。静的カプセル構成では、非常に限られた監視と温度制御が利用できるため、インスタンス (温度溶融ワイヤや絶縁エアギャップなど) はカプセル実験に組み込む必要があります。
- 計装リード実験: 静的カプセル構成と同様に、このタイプの実験では、カプセル内の温度とガス状態をリアルタイムで監視できます。アンビリカルケーブルでテスト カプセルを制御ステーションに接続し、テスト状態を報告します。制御ステーションは、ヘリウム(導電性) とネオンまたはアルゴン(非導電性) のガスの組み合わせをカプセルに送り込むことで、テスト カプセル内の温度を必要に応じて自動的に調整します。循環ガスは、ガス液体クロマトグラフィーで検査し、テスト対象の材料の破損または酸化をテストできます。
- 加圧水ループ実験: 計装リード構成よりも複雑なこのタイプの実験は、インパイルチューブ (IPT) と呼ばれる 9 つのフラックスチューブのうち 6 つでのみ使用できます。試験材料は、二次冷却システムによって一次 ATR 冷却材から分離されるため、商用または海軍の原子炉の正確な状態をシミュレートできます。このタイプの実験では、広範な計装および制御システムによって大量のデータが生成され、実験者はそれをリアルタイムで利用できるため、必要に応じて実験を変更できます。
原子炉での研究実験には以下が含まれます。
- 先進グラファイトカプセル：この実験では、次世代原子力発電所計画で検討されているが、現在高フラックス温度データが得られていない数種類のグラファイトに対する放射線の影響をテストします。 [9]
- 先進燃料サイクル構想/軽水炉: AFCIの目標は、長寿命燃料を商用軽水炉で使用できる短寿命燃料に変換し、保管しなければならない廃棄物の量を減らし、商用原子炉で利用できる燃料を増やすことです。[9]
- コバルト60の生産: 先進試験炉の現在の用途の中で最も単純なのは、医療用の60 Co放射性同位元素の生産です。直径1 mm、厚さ1 mmのコバルト59のディスクを原子炉（静的カプセル実験）に挿入し、サンプルに中性子を照射してコバルト60を生成します。年間約200キロキュリー（7,400 TBq）が生産され、すべて医療用です。[9]
先進試験炉臨界
先進試験炉臨界炉( ATRC ) は、MTRに対するARMF炉の機能と同様の機能を ATR に対して実行する。ATR が稼働する前の 3 年間、ATRC は貴重な補助ツールとして運用された。ATR は、原子炉設計者に対して制御メカニズムの有効性、および ATR の大型炉心における物理学者による出力分布の予測を検証した。ATRC での低出力テストにより貴重な時間が節約され、大型 ATR は高出力レベルで実験を照射することができた。ATRC は、提案された実験が ATR に設置される前にその安全性を検証するためにも使用される。ATRC は 1964 年 5 月 19 日に稼働を開始し、現在も使用されている。[10]
参考文献
- ^ Hadiseh Alaeian (2014年3月15日). 「チェレンコフ放射入門」スタンフォード大学。
- ^ 「INLの52基の原子炉」アイダホ国立研究所。2008年7月3日時点のオリジナルよりアーカイブ。2008年2月28日閲覧。
- ^ ab 「アイダホ州の試験炉が大学に開放」 USA Today 2007-12-08 . 2008-02-29閲覧。
- ^ abc 「ATR ファクトシート」(PDF) 。アイダホ国立研究所。2008 年 7 月 3 日のオリジナル(PDF)からアーカイブ。2008 年 2 月 28 日閲覧。
- ^ 「ATRホームページ」。アイダホ国立研究所。2008年4月23日時点のオリジナルよりアーカイブ。2008年2月29日閲覧。
- ^ 「先進試験炉試験経験：過去、現在、そして未来」（PDF）。アイダホ国立研究所。 2008年3月28日閲覧。
- ^ 「ATR National Science User Facility」。アイダホ国立研究所。2008年5月17日時点のオリジナルよりアーカイブ。2008年2月29日閲覧。
- ^ ab Frances Marshall. 「ATR照射施設と機能」（PDF） 。アイダホ国立研究所。 2009年5月8日時点のオリジナル（PDF）からアーカイブ。 2008年2月29日閲覧。
- ^ abc Robert C. Howard. 「先進試験炉の原子炉利用」(PDF) 。アイダホ国立研究所。 2009年5月9日時点のオリジナル(PDF)からアーカイブ。 2008年4月3日閲覧。
- ^ https://factsheets.inl.gov/FactSheets/PtP-appendices.pdf Archived 2020-09-27 at the Wayback Machine Stacy, Susan M. “Proving the Principle – Appendix B: Fifty Years of Reactors at the INEEL”. 2000年。
外部リンク
ウィキメディア・コモンズには、先進試験炉に関連するメディアがあります。
- ATR ファクトシート (PDF、868 KB)
- ATR の機能と将来の運用計画 (PDF、800 KB)
- ATR 照射施設と機能 (PDF、2.4 MB)
