増殖炉

2026年現在、すべての大規模高速増殖炉発電所は、以下の2つの設計のいずれかのナトリウム冷却液体金属高速増殖炉（LMFBR）である。 ^{[ 1 ]： 43}

• ループ型とは、一次冷却材が原子炉タンクの外側にある一次熱交換器を循環する方式である（ただし、一次冷却材に含まれる放射性物質であるナトリウム²⁴のため、生物学的遮蔽体の内側にある）。
• プール型で、一次熱交換器とポンプが反応槽内に浸漬されている。

2017年現在、商業的に稼働している増殖炉はわずか2基しかない。BN -600 原子炉(560 MWe) とBN-800 原子炉(880 MWe) は、ロシア製のナトリウム冷却原子炉です。これらの設計では、炉心から蒸気に熱を伝達し、発電用タービンを動かすために液体金属を一次冷却材として使用しています。ナトリウム以外の液体金属で冷却された高速炉も建設されており、クレメンタインなどの初期の高速炉では水銀が使用されていました。鉛冷却高速炉も建設されており、鉛ビスマス共晶、溶融スズ、またはナトリウムカリウム合金である NaK を使用した他の実験用原子炉もあります。水銀と NaK は室温で液体であるという利点があり、実験装置には便利ですが、化学的毒性とコストがそれぞれパイロット発電所や本格的な発電所では魅力に欠けるため、あまり重要ではありません。鉛冷却高速炉と鉛ビスマス共晶を利用した高速炉はソビエト連邦で広く使用され、液体鉛はBREST（原子炉）で使用され、鉛ビスマス共晶はアルファ級潜水艦のOK-550およびBM-40A原子炉^{[ 3 ]}、SVBR-100原子炉^{[ 4 ]}の冷却材として問題の多い経歴をたどった。

提案されている第4世代原子炉の3種類は高速増殖炉（FBR）である。^{[ 5 ]}

• ヘリウムで冷却されるガス冷却式高速炉。
• 既存のLMFBRおよび一体型高速炉の設計に基づいた、ナトリウム冷却高速炉。
• ソ連の海軍推進装置を基にした鉛冷却式高速炉。

高速増殖炉（FBR）は通常、最大20%の二酸化プルトニウム（PuO₂）と少なくとも80%の二酸化ウラン（UO₂）からなる混合酸化物燃料炉心を使用する_。別の燃料オプションとしては金属合金_があり、これは一般的にウラン、プルトニウム、ジルコニウム（中性子に対して「透明」であるため使用される）の混合物である。濃縮ウランは単独でも使用できる。

多くの設計では、原子炉炉心を非核分裂性ウラン238を含む管のブランケットで囲み、炉心での反応から高速中性子を捕獲することで核分裂性プルトニウム239（炉心内のウランの一部も同様）に変換し、それを再処理して核燃料として使用します。他の高速増殖炉の設計では、十分な高速中性子捕獲が得られるように配置された燃料（これもウラン238を含む）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、^239Pu / ^235Uの核分裂断面積と^{238Uの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^239Pu / ^235Uの濃度と、増殖と核分裂の比率が増加します。^{[ 6 ]} 一方、高速炉は中性子を減速するための減速材を全く必要とせず、低速中性子よりも高速中性子の方が核分裂あたりに多くの中性子を生成するという利点を活かす。このため、減速材であり中性子吸収材でもある通常の液体水は、高速炉の一次冷却材としては望ましくない。炉心内に大量の水が必要となるため、中性子収量、ひいては^{239Puの増殖が大きく影響を受ける。}減速材を減らした水炉に関する理論的研究が行われており、増殖比が 1 をわずかに超えるほど十分に高速なスペクトルを持つ可能性がある。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持ち、より少ない水で十分な冷却が可能であるため、高速スペクトル水冷却炉は実用的な可能性を秘めている。^{[ 7 ]}

冷却材の種類、温度、高速中性子スペクトルにより、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・マルテンサイト系鋼）は極限状態に置かれます。原子炉炉心の安全な運転には、放射線損傷、冷却材との相互作用、応力、温度の理解が必要です。ナトリウム冷却高速炉で現在までに使用されているすべての材料には、既知の限界があります。^{[ 8 ]}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耐放射線燃料被覆材と見なされています。

その他の高速炉

最初に建設され稼働した高速炉は、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」）でした。 ^{[ 16 ]}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、水銀で冷却されました。増殖実験を想定してトリウム232の「窓」が設けられていましたが、この機能に関する報告は公開されていません。

もう一つの提案されている高速炉は、溶融塩の減速特性がほとんどない高速溶融塩炉である。これは通常、溶融塩担体中の軽金属フッ化物（例えばLiF、BeF₂ _）をより重い金属塩化物（例えばKCl、RbCl、ZrCl₄ _）に置き換えることによって実現される。

数個の電球相当の電力（EBR-I、1951年）から1,000 MWeを超える電力まで、いくつかのプロトタイプFBRが建設された。2006年現在、この技術は熱原子炉技術に比べて経済的に競争力がないが、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は状況を変えると予想し、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放棄した。SNR -300高速増殖炉は、総額36億ユーロのコスト超過にもかかわらず19年かけて完成したが、その後放棄された。^{[ 17 ]}  

先進重水炉は、提案されている数少ない大規模なトリウム利用法の1つである。^{[ 18 ]}インドは、豊富なトリウム埋蔵量に後押しされてこの技術を開発している。世界のトリウム埋蔵量のほぼ3分の1はインドにあり、インドには重要なウラン埋蔵量はない。

シッピングポート原子力発電所60MWe原子炉の3番目で最後の炉心は 軽水トリウム増殖炉で、1977年に運転を開始しました。^{[ 19 ]}トリウム二酸化物とウラン233酸化物で作られたペレットを使用しました。当初、ペレットのU-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%、リフレクター領域ではゼロでした。236MWtで運転し 、60MWeを発電し 、最終的に21億キロワット時以上の電力を生産しました。5年後、炉心が取り外され、設置時よりも約1.4%多くの核分裂性物質が含まれていることが判明し、トリウムからの増殖が起こったことが実証されました。^{[ 20 ] [ 21 ]}

液体フッ化物トリウム原子炉もトリウム熱増殖炉として計画されている。液体フッ化物原子炉は、固有の安全性、燃料棒の製造が不要であること、液体燃料の再処理がより簡単になる可能性があることなど、魅力的な特徴を備えている可能性がある。この概念は、 1960年代にオークリッジ国立研究所の溶融塩原子炉実験で初めて調査された。2012年以降、世界中で再び注目を集めるようになった。^{[ 22 ]}

大まかに言うと、使用済み核燃料は主に3つの構成要素から成ります。1つ目は核分裂生成物で、燃料原子が分裂してエネルギーを放出した後に残る断片です。核分裂生成物は数十種類の元素と数百種類の同位体からなり、すべてウランより軽いものです。使用済み燃料の2つ目の主要構成要素は超ウラン元素（ウランより重い原子）で、燃料中のウランまたはそれより重い原子が中性子を吸収しても核分裂を起こさない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、しばしばアクチノイドと呼ばれます。最大の構成要素は残りのウランで、約98.25%がウラン238、1.1%がウラン235、0.65%がウラン236です。ウラン236は、ウラン235が中性子を吸収するものの、核分裂を起こさずに高エネルギーのガンマ線のみを放出する非核分裂捕獲反応によって生成される。

核分裂生成物の物理的挙動は、アクチニドのそれとは著しく異なります。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使用できる中性子を吸収する）であるため、核分裂生成物は核分裂性物質の消費後に残る核の「灰」とみなされます。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つしかなく、そのため、超ウラン元素よりも地質学的貯蔵や処分が問題になりにくいのです。^{[ 31 ]}

核廃棄物に対する懸念が高まるにつれ、アクチニド廃棄物、特にプルトニウムやマイナーアクチニドを削減できることから、増殖燃料サイクルへの関心が再び高まっている。^{[ 32 ]}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る。軽水炉から使用済み核燃料を取り出すと、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る。核分裂生成物の崩壊半減期は、超ウラン同位体と比べて大きなギャップがある。超ウラン同位体が使用済み燃料に残っている場合、1,000年から100,000年後には、これらの超ウラン同位体の緩やかな崩壊によって、その使用済み燃料中の放射能の大部分が生成される。したがって、廃棄物から超ウラン同位体を取り除くことで、使用済み核燃料の長期的な放射能の大部分が除去される。^{[ 33 ]}

今日の商用軽水炉は、主にプルトニウムの形で、いくらかの新しい核分裂性物質を生成します。商用原子炉は増殖炉として設計されたことがないため、消費されるウラン235を補う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ありません。それでも、商用原子炉で生成される電力の少なくとも3分の1は、燃料内で生成されたプルトニウムの核分裂によるものです。^{[ 34 ]}このレベルのプルトニウム消費であっても、軽水炉は生成され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が蓄積され、他のマイナーアクチニドもかなりの量蓄積されます。^{[ 35 ]}

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さまざま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、再び注目を集めている。^{[ 32 ]}閉鎖燃料サイクルの増殖炉は、投入された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、燃料の必要量は約100分の1に削減される。発生する廃棄物の量も約100分の1に削減される。増殖炉からの廃棄物の量は大幅に削減されるが、廃棄物の放射能は軽水炉で発生するものとほぼ同じである。^{[ 36 ]}

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、異なる崩壊挙動を示します。増殖炉の廃棄物は主に核分裂生成物ですが、軽水炉の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す。軽水炉から使用済み核燃料が取り出されてから10万年以上経過すると、超ウラン元素が放射能の主な発生源となります。これらを除去することで、使用済み燃料からの長期放射能の大部分が除去されます。^{[ 33 ]}

原理的には、増殖炉燃料サイクルはすべてのアクチニドをリサイクルして消費し、核分裂生成物のみを残すことができます。 ^{[ 23 ]}このセクションの図が示すように、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200,000年の半減期を持つ核分裂生成物はありません。この物理的な特異性の結果、数百年間の貯蔵後、FBRからの放射性廃棄物の放射能は、長寿命の核分裂生成物の低い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超ウラン元素の大部分が最終廃棄物ストリームに残る場合、この利点は大幅に減少します。^{[ 13 ]}

FBRの高速中性子は、陽子と中性子の数が偶数のアクチニド原子核を核分裂させることができます。このような原子核は通常、 LWRで使用される核分裂性燃料の低速「熱中性子」共鳴を欠いています。 ^{[ 37 ]}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くなります。トリウム燃料サイクルの増殖性物質の原子量は232ですが、ウラン燃料サイクルの増殖性物質の原子量は238です。この質量差は、トリウム232が超ウラン元素を生成する前に、原子核あたり6回多く中性子捕獲イベントを必要とすることを意味します。この単純な質量差に加えて、原子炉は質量が増加するにつれて原子核を分裂させる機会を2回得る。最初は有効燃料核U233として、そしてさらに2つの中性子を吸収すると再び燃料核U235として。^{[ 38 ] [ 39 ]}

核分裂性燃料の蓄積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、バーナー原子炉と呼ばれることもある。増殖と燃焼の両方とも良好な中性子経済に依存しており、多くの設計ではどちらの動作も可能である。増殖設計では、炉心は増殖性物質の増殖ブランケットで囲まれている。廃棄物燃焼炉では、炉心は破壊されるべき非増殖性廃棄物で囲まれている。一部の設計では、中性子反射材や吸収材が追加されている。^{[ 6 ]}

原子炉の性能を測る指標の一つに「転換率」があり、これは新たに生成された核分裂性原子と消費された核分裂性原子の比として定義されます。特別に設計・運転されたアクチニド燃焼炉^{[ 6 ]}を除く、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増殖性物質が少しでも存在する限り、常に何らかの新しい核分裂性物質が生成されます。転換率が1より大きい場合、それはしばしば「増殖率」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。天然ウランで稼働する加圧重水炉の転換率は0.8です。^{[ 42 ]}増殖炉では、転換率は1より高くなります。「損益分岐点」は、転換率が1.0に達し、原子炉が使用する核分裂性物質と同じ量の核分裂性物質を生成するときに達成されます。

倍増時間とは、増殖炉が元の燃料を置き換えるのに十分な量の新しい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のことです。これは、ウランが希少であると考えられていた初期の頃には、増殖炉の性能の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、使用済み原子炉燃料に含まれるプルトニウムの量を考慮すると、倍増時間は現代の増殖炉設計において重要性の低い指標となっています。^{[ 43 ] [ 44 ]}

「燃焼度」とは、燃料中の特定の質量の重金属からどれだけのエネルギーが抽出されたかを示す尺度であり、多くの場合（原子力発電所の場合）、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、核分裂炉によって生成される同位体の種類と存在量を決定する上で重要な要素です。増殖炉は、設計上、従来の原子炉に比べて燃焼度が高くなっています。これは、増殖炉が廃棄物の大部分を核分裂生成物の形で生成し、アクチニドのほとんどまたはすべてが核分裂して破壊されることを目的としているためです。^{[ 45 ]}

過去には、増殖炉の開発は、トリウム燃料を使用し、従来の軽水で冷却されるシッピングポート原子炉の1.01 ^{[ 46 ] [ 47 ]}から、ソ連のBN-350液体金属冷却原子炉の1.2を超えるものまで、低増殖比の原子炉に焦点を当てていました。^{[ 48 ]}燃料要素内のチューブ内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、工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ます。^{[ 49 ]}ソ連のBR-1試験炉は、非商業条件下で2.5の増殖比を達成しました。^{[ 50 ]}

原子炉内の核燃料の核分裂は、必然的に中性子を吸収する核分裂生成物を生成する。増殖炉からの増殖性物質は、これらの中性子毒物を除去するために再処理する必要がある。このステップは、消費された燃料と同量またはそれ以上の燃料を増殖する能力を最大限に活用するために必要である。すべての再処理は、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、拡散の懸念を引き起こす可能性がある。 ^{[ 51 ]}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たため、特に懸念される。増殖炉燃料サイクルの初期の提案は、核兵器で使用するのに非常に魅力的な同位体形態のプルトニウムを分離するためにPUREXを使用する予定であったため、さらに大きな拡散の懸念を引き起こした。^{[ 52 ] [ 53 ]}

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、一体型高速炉の燃料を再処理するために非水系乾式冶金電解採取プロセスを使用すると、原子炉燃料中に大量の放射性アクチニドが残る。^{[ 13 ]}より従来型の水系再処理システムには、SANEX、UNEX、DIAMEX、COEX、TRUEXなどがあり、PUREXをこれらのプロセスや他の共プロセスと組み合わせる提案もある。これらのシステムはすべて、PUREXよりも拡散抵抗性がやや優れているが、採用率は低い。^{[ 54 ] [ 55 ] [ 56 ]}

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、その後崩壊してウラン233になります。プロトアクチニウムが原子炉内に残ると、少量のウラン232も生成され、その崩壊系列には強力なガンマ線放出核種であるタリウム208が含まれています。ウラン燃料設計と同様に、燃料と増殖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が蓄積されることが許容され、トリウム由来のウランから極めて高いガンマ線照射量が発生します。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が概念実証のデモンストレーションを超えて兵器に利用されたことがない理由です。^{[ 57 ]}

トリウムサイクルは、燃料からのウラン233抽出に関しては（ウラン232の存在により）核拡散抵抗性があるかもしれないが、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別のウラン233抽出経路による核拡散リスクがある。このプロセスは、これらの原子炉設計の通常の運転には必要ない明白な化学操作であるが、国際原子力機関（IAEA）などの組織の監視外で起こり得るため、防護措置を講じる必要がある。^{[ 58 ]}

ソビエト連邦は一連の高速炉を建設した。最初のものは水銀冷却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100kWのBR-2  、そして5MW のBR-5が建設された。^{[ 50 ]} BOR-60（1969年に最初の臨界）は60MWで 、1965年に建設が開始された。^{[ 72 ]}

インドは、3段階の原子力発電計画の一環として、高速増殖炉の開発を進めてきた。カルパッカムにある500MWeのプロトタイプ高速増殖炉（PFBR）は、2026年4月6日に最初の臨界を達成し^{[ 73 ] [ 74 ] [ 75 ]}、インドの高速増殖炉計画における重要な節目となった。この計画は、増殖性トリウム232を使用して核分裂性ウラン233を増殖させることを目的としている。インドがトリウムに重点を置いているのは、国内にトリウムの埋蔵量が多いためだが、トリウム資源は世界的に広く利用可能でもある。

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 で概説されているすべての第2段階高速増殖炉の建設、試運転、および運転を行うために2003年に設立されました。これらの計画を推進するために、FBR-600は定格出力600MWeのプール型ナトリウム冷却炉です。

中国実験高速炉は 、計画中の中国プロトタイプ高速炉の25MW(e)プロトタイプである。 ^{[ 76 ]} 2011年に発電を開始した。^{[ 77 ]}中国は、トリウム溶融塩熱増殖炉技術（液体フッ化物トリウム原子炉）の研究開発プロジェクトを開始し、 2011年の中国科学院年次会議で正式に発表した。その最終目標は、約20年かけてトリウムベースの溶融塩核システムを調査および開発することであった。^{[ 78 ] [ 79 ]}

韓国は、既に開発・建設済みの標準化加圧水型原子炉やCANDU型原子炉の設計を補完するものとして、輸出向けの標準化モジュール式高速増殖炉の設計を開発しているが、プロトタイプの建設にはまだ着手していない。

ロシアは高速増殖炉の保有数を大幅に増やす計画を持っている。ベロヤルスクのBN-800原子炉（800  MWe）は、より小型のBN-600の後継として2012年に完成した。 ^{[ 80 ]} 2016年にはフルパワーで稼働した。^{[ 81 ]}より大型のBN-1200原子炉（1,200 MWe）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だった。 ^{[ 82 ]}しかし、2015年にロスエネルゴアトムは、BN-800原子炉の運転経験をさらに積んで燃料設計を改善できるようにすることと、コスト上の懸念から、建設を無期限に延期した。^{[ 83 ]} 

実験的な鉛冷却高速炉BREST-300は、セヴェルスクのシベリア化学コンビナートで建設される予定である。BREST（ロシア語: bystry reaktor so svintsovym teplonositelem、英語: fast reactor with lead coolant）設計はBNシリーズの後継機と見なされており、SCCの300MWeユニットは、商用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。この開発プログラムは、ウラン効率のために高速炉を活用し、そうでなければ廃棄物として処分される放射性物質を「燃焼」させることを目指す、先進原子力技術連邦プログラム2010-2020の一部である。炉心は直径約2.3メートル、高さ約1.1メートルで、16トンの燃料を収容する。このユニットは毎年燃料交換され、各燃料要素は合計5年間炉心内で使用される。冷却材の鉛温度は約 540 °C で、43% の高い効率、700 MWt の一次熱生産、300 MWe の電力が得られます。ユニットの運転寿命は 60 年です。設計は 2014 年に NIKIET によって完了し、2016 年から 2020 年の間に建設される予定でした。^{[ 84 ]} 2024 年末までに冷却塔が建設され、運転開始の目標は 2026 年でした。     

2006年、米国、フランス、日本は、グローバル原子力エネルギーパートナーシップを支援する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。^{[ 85 ]} 2007年、日本政府は三菱重工業を「日本におけるFBR開発の中核企業」に選定した。その後まもなく、 FBR技術の開発と販売を目的とした三菱FBRシステムズが設立された。^{[ 86 ]}

2010年、フランス政府は、 2020年に設計が完了する予定の600MW級第4世代原子炉であるASTRID（Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration）の設計を完了させるため、原子力庁に6億5160万ユーロを割り当てた。 ^{[ 87 ] [ 88 ]} 2013年現在  英国はPRISM原子炉に興味を示し、フランスと協力してASTRIDの開発に取り組んでいた。2019年、CEAはこの設計は今世紀半ばまでには建設されないと発表した。^{[ 89 ]}

元NASA科学者でTeledyne Brown Engineeringの主任原子力技術者であるカーク・ソレンセンは、長年にわたりトリウム燃料サイクル、特に液体フッ化物トリウム原子炉の推進者であった。2011年、ソレンセンは 軍事基地に電力を供給するための20～50MWのLFTR原子炉設計の開発を目指すFlibe Energy社を設立した。 ^{[ 90 ] [ 91 ] [ 92 ]}

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。これにより、同社のS-PRISM高速増殖炉の設計が原子力規制委員会の正式な認可を受ける前に、実証プラントを建設することが可能になるはずだった。 ^{[ 93 ]} 2011年10月、インディペンデント紙は、英国原子力廃止措置局（NDA）とエネルギー・気候変動省（DECC）の上級顧問が、国のプルトニウム備蓄量を削減する手段として、PRISMの技術的および財務的詳細を求めたと報じた。^{[ 94 ]}

Intellectual Venturesが特許で提案した進行波原子炉は、数十年に及ぶ原子炉の寿命の間、燃料の再処理を必要としないように設計された高速増殖炉です。TWR 設計の増殖燃焼波は、原子炉の一端から他端へ移動するのではなく、内側から徐々に外側へ移動します。さらに、核変換によって燃料の組成が変化すると、任意の時点で中性子束と燃料使用を最適化するために、燃料棒は炉心内で継続的に再配置されます。したがって、波が燃料中を伝播するのを許すのではなく、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めた多くのメディア報道とは正反対です。静的な炉心構成を能動的に管理された「定常波」または「ソリトン」炉心に置き換えることで、TerraPowerの設計は、変動の大きい燃焼領域を冷却する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で行われます。封じ込め容器は手順中も閉じられたままであり、それに伴うダウンタイムはありません。^{[ 95 ]}