先進重水炉

先進重水炉（AHWR）またはAHWR-300は、燃料コアでトリウムを燃焼させる次世代原子炉のインドの最新設計です。インドの3段階燃料サイクル計画の第3段階となる予定です。^[1] 燃料サイクル計画のこの段階は、2016年に300MWeのプロトタイプから構築される予定でした。^[2]

KAMINIは世界初のトリウムベースの実験炉です。軽水で冷却・減速され、隣接するFBTR原子炉で利用されているトリウム燃料サイクルで生成されたウラン233金属を燃料とし、最大出力で30KWの熱エネルギーを生成します。^[3]

バーバ原子力研究センター（BARC）は、これらの先進重水炉の設計と開発を促進するための大規模なインフラストラクチャを構築しました。含まれるものは、材料技術、重要なコンポーネント、原子炉物理、および安全性分析に及びます。^[4]これらの原子炉の実験を行うためにいくつかの施設が設置されました。 AHWRは圧力管型の重水炉です。インド政府の原子力省（DAE）は、先進重水炉の将来の開発、現在の開発、および設計に全額資金を提供しています。新型の先進重水炉には、より一般的な安全要件が装備されます。インドは、トリウムの埋蔵量が多いため、これらの原子炉の拠点となっています。そのため、AHWRの継続的な使用と運用に適しています。^[5]

トリウムは地殻中にウランの3倍も豊富に存在するが、経済的に採算が取れる埋蔵量という点ではウランに劣り、インドは世界最大の埋蔵量を保有している。^{[6]また、希土類元素とトリウムの両方を含む}モナザイトから希土類元素を抽出する鉱山の尾鉱にも大量のトリウムが含まれている。トリウムの需要が低い限り、これらの尾鉱は化学的問題（トリウムは有毒な重金属である）と、程度は低いが放射線学的問題を引き起こすが、原子力発電所でトリウムを使用することで少なくとも部分的には解決されるだろう。実際には0.72％の核分裂性核種を含むウランとは異なり、²³⁵
U物質、トリウムは、ほとんどが肥沃な²³²
核分裂性核種に変換できる²³³
熱中性子を使ってウランを生産する。これにより、高速増殖炉を必要とせずに元の物質のより大きな割合を利用でき、マイナーアクチニドの生成量は桁違いに少なくなる。しかし、トリウム自体は核分裂性ではないため、核分裂性物質を得るために最初に「増殖」する必要があり、その後、トリウムを「増殖」したのと同じ原子炉で使用できる。²³³
Uまたは化学的に分離され、別の「バーナー」反応器で使用されます。

AHWR の提案設計は、重水減速型原子力発電炉であり、 PHWRタイプの次世代となる予定です。インドのムンバイにあるバーバ原子力研究センター(BARC)で開発されており、商業発電にトリウム燃料サイクルを使用するという目標を達成することを目指しています。AHWR は垂直圧力管型原子炉で、自然循環下で軽水を沸騰させて冷却します。この設計のユニークな点は、一次格納容器の上部にある重力駆動水プール (GDWP) と呼ばれる大きな水タンクです。この貯水池は、いくつかの受動的安全機能を実行するように設計されています。

AHWR の全体的な設計は、大量のトリウムとトリウム サイクルを利用することです。AHWR は加圧重水炉(PHWR)とよく似ており、圧力管とカランドリア管の概念が似ていますが、AHWR の管の向きは PHWR とは異なり垂直です。AHWRの炉心は 3.5 m の長さで、225 mm の正方形ピッチで 513 の格子位置があります。炉心は放射状に 3 つの燃焼領域に分割されています。燃焼は、炉心の外部表面に向かって移動するにつれて減少します。燃料は 452 の格子位置を占め、残りの 37 の位置はシャットダウン システム 1 によって占められています。これは 37 本の遮断棒で構成され、24 の位置は 8 本の吸収棒、8 本のシム棒、および 8 本の調整棒で構成される反応度制御装置用です。軽水を7MPaの圧力で沸騰させることで熱が除去される。このモデルの主な焦点は、炉心内の総出力と大まかな空間出力分布を一定の精度で得ることである。^[7]

原子炉の設計には、インドの加圧重水炉(PHWR)のいくつかの実証済みの優れた特徴とともに、高度な技術が組み込まれています。これらの特徴には、圧力管型設計、低圧減速材、出力中の燃料交換、多様な高速停止システム、原子炉コア周囲の大型低温ヒートシンクの利用可能性などがあります。AHWR には、いくつかの受動的安全機能が組み込まれています。これには、自然循環による炉心熱除去、燃料への緊急炉心冷却システム (ECCS) 水の直接注入、炉心崩壊熱除去の持続を容易にするために頭上の重力駆動水プール (GDWP) 内のホウ酸水の大量在庫の利用可能性が含まれます。緊急炉心冷却システム (ECCS) の注入と格納容器冷却は、アクティブシステムやオペレーターのアクションを呼び出すことなく 動作 ( SCRAM ) できます。

原子炉の物理設計は、わずかに負のボイド係数を達成することにより、トリウムベースの燃料の使用を最大化するように調整されています。これらの要件を満たすことは、同じ燃料クラスターの異なるピンでのPuO ₂ -ThO ₂ MOX と ThO ₂ - ²³³ UO ₂ MOXの使用、およびアモルファスカーボン(燃料バンドル内) と重水の 80% ～ 20% の体積比で構成される不均質減速材の使用によって可能になりました。炉心構成は、かなりの柔軟性に役立ち、アモルファスカーボンベースの反射体の使用を必要としないものも含め、いくつかの実行可能なソリューションが、原子炉構造を変更することなく可能です。

• 高圧重水冷却剤が不要になり、重水漏れ損失が低減し、重水回収システムが不要になります。
• 減速材で発生した熱を回収し、給水加熱に利用します。
• 一次冷却ポンプや駆動モーター、関連する制御および電源装置などの主要なコンポーネントと機器を排除し、これらのポンプを稼働させるために必要な電力を節約します。
• 工場で組み立てられた冷却液チャネル。設置されている他のチャネル コンポーネントに影響を与えることなく、圧力チューブのみを迅速に交換できる機能を備えています。
• 蒸気発生器をより単純な蒸気ドラムに置き換えます。
• PHWR よりも高い蒸気圧。
• LP タービンからの蒸気を使用して、多重効果淡水化プラントで 1 日あたり 500 m3 の脱塩水を生産します。
• 原子炉の設計寿命は100年。
• 高度な安全機能により立ち入り禁止区域を必要としない設計目標。^[8]

AHWR は標準的には、放射能毒性の低減につながる閉鎖型核燃料サイクルに設定されている。このため、AHWR には多様な燃料サイクルがあり、代替燃料の選択肢がある。閉鎖型とワンススルー型の燃料サイクルが可能である。AHWR の全体的な特徴は、トリウムベースの燃料による高燃焼に向いている (BARC、2013)。原子炉から回収されたリサイクルトリウムは送り返され、プルトニウムは高速増殖炉で使用するために貯蔵される。^[4]

AHWR の燃料は、タラプールのバーバ原子力研究センター(BARC)の指揮下にある先進燃料製造施設で製造されます。AFFF は現在^{[いつ? ]} PFBR 燃料棒の製造に取り組んでいます。AFFF は過去に他の研究目的で燃料棒の製造に携わっていました。AFFF は、ウラン、プルトニウム、トリウムを取り扱っている世界で唯一の核燃料製造施設です。^{[引用が必要]}

インド政府は2013年に300MWeのAHWRを建設すると発表したが、その場所は未定である。^[9] 2017年時点で、設計は検証の最終段階にあった。^[10]

チェルノブイリ原発事故や福島原発事故など、過去の原子炉メルトダウンにより、施設の建設とメンテナンスの改善が重要になりました。これらの事故は、ウラン235原子炉と、それらが置かれていた施設の劣悪な構造に関連していました。それ以来、国際原子力機関は、これらの事故の再発を防ぐために、原子力施設のプロトコルを強化してきました。メルトダウンに対する最高のセキュリティ対策の1つは、原子炉から放射能が漏れないようにすることです。多層防御は、放射能封じ込めの最も効果的な方法を習得するために原子力施設で使用される方法です。AWHRは、炉心内に放射能を保持するための規定と必要な機器を採用する原子炉で使用される多層防御プロセスを取得しました。

多層防御方式では、人為的ミスや機械の故障を減らすために従わなければならない手順を確立します。^[4] 手順は次のとおりです。

• レベル1: 異常動作や故障の防止
• レベル2: 異常動作の制御と障害の検出
• レベル3: 設計基準内での事故の制御
• レベル4: 事故の進行防止や重大事故の影響の緩和を含む、プラントの過酷な状況の制御
• レベル 5: 放射性物質の重大な放出による放射線影響の緩和。

AWHRは、核分裂性ウラン235の使用を、核分裂性ウラン233を増殖させるトリウム232に限定するため、再生可能エネルギーの安全性における革新です。90番目の元素トリウムからの核エネルギーの抽出は、世界の石油、石炭、ウランを合わせたよりも多くのエネルギーを持つと言われています。AHWRは、従来の軽水炉とは異なる安全機能を備えています。これらの機能には、強力な安全システム、内蔵の冷却システムによる炉心からの熱の低減、複数のシャットダウンシステム、技術的な障害が発生した場合にシステムをシャットダウンする毒物を含むフェイルセーフ手順（FBR）などがあります。 ^[4]科学者が原子炉で回避しようとする潜在的な脅威は、核エネルギーが高温、高圧、化学反応と反応するとエスカレートするため、熱の蓄積です。 AHWRには、負の反応度係数、低い出力密度、炉心内の低い過剰反応度、組み込まれた材料特性の適切な選択を通じて、この発生確率を低減するのに役立つ機能があります。^[11]

• 先進重水炉（AHWR）が現在バーバ原子力研究センターで設計中
• 改良型重水炉。2008年9月 詳細設計と図面
• http://www.barc.gov.in/reactor/ahwr.pdf