高速中性子炉

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1. スーパーフェニックス、史上最大の高速炉
2. 初の高速炉であるクレメンタインの断面図
3. EBR-I、初の高速増殖炉
4. RORSATは、 BES-5原子炉を多用したソ連の宇宙探査機である。
5. BN-800は、稼働中の高速炉としては最大規模である。
6. ハンフォード・サイトにある大型研究用高速炉、高速フラックス試験施設

高速中性子炉（FNR）、高速スペクトル炉、または単に高速炉とは、熱中性子炉で使用される低速熱中性子とは対照的に、高速中性子（平均エネルギーが1 MeVを超える）によって核分裂連鎖反応が維持される原子炉の一種である。このような高速炉は中性子減速材を必要としないが、核分裂性物質を比較的多く含む燃料を必要とする。

高速スペクトルは、濃縮を必要とせずに高存在量のウラン238を核分裂性プルトニウム239に変換する増殖炉にとって重要な要素です。また、高速スペクトルは高い燃焼度をもたらします。アメリシウムやキュリウムなどの多くの超ウラン同位体は、熱中性子炉の使用済み燃料に蓄積されますが、高速炉では高速核分裂を起こし、総核廃棄物を削減します。強力な高速スペクトル中性子源として、既存の核廃棄物を管理しやすい、あるいは非放射性の同位体に変換するためにも利用できます。

これらの特性により、高速炉は核拡散リスクが高いと判断される。特に、増殖炉は核再処理を必要とするが、その再処理は兵器級プルトニウムの製造に転用される可能性がある。

2025年現在高速炉はすべて液体金属冷却材を使用しており、通常はナトリウム冷却または鉛冷却である。^{[ a ]}これにより、加圧システムなしで高い熱効率が得られるが、歴史的に高いコストと運用上の困難にもつながっている。

商業用原子力発電のために合計13基の高速増殖炉が建設され^{[ 1 ]}、さまざまな構成の高速スペクトル研究炉が65基建設されている^{[ 2 ]} 。最初の高速炉はロスアラモス国立研究所のクレメンタインで、1946年から稼働している。最大のものはフランスのスーパーフェニックスで、1,242 MWeの発電能力を持つように設計されている。GEN IV構想では、将来提案されている原子炉の約3分の2が高速スペクトルを使用している^{[ 3 ] 。}

高速炉は、熱中性子炉と同様に、ウランなどの重原子の核分裂によって作動する。しかし、商業用原子炉の大半が減速材を使用するのに対し、高速炉は使用しないという重要な違いがある。

高速中性子炉は、核廃棄物の放射性毒性を低減できる可能性がある。最も放射能の高い成分をリサイクルできれば、商業規模の原子炉1基あたり年間1トン強の核分裂生成物と微量の超ウラン元素が廃棄物として排出される。残りの廃棄物は約500年間保管する必要がある。^{[ 8 ]}

高速中性子の場合、プルトニウムやマイナーアクチニドによる中性子の分裂と捕獲の比率は、中性子が熱中性子または熱中性子に近い「エピサーマル」速度で遅い場合よりも大きくなることが多い。簡単に言えば、高速中性子はプルトニウムやウランに吸収される可能性は低いが、吸収された場合はほぼ必ず核分裂を引き起こす。変換された偶数アクチニド（例：^240）Pu、²⁴²プルトニウム(Pu )は、高速炉内で奇数番目のアクチニドとほぼ同じくらい簡単に分裂します。分裂後、アクチニドは「核分裂生成物」のペアになります。これらの元素は、総放射能毒性が低くなります。核分裂生成物の処分は、半減期が28.8年のストロンチウム90と半減期が30.1年のセシウム137という、最も放射能毒性の高い核分裂生成物が中心となるため^{[ 8 ]}、結果として、核廃棄物の寿命は数万年(超ウラン同位体から)から数世紀に短縮されます。これらのプロセスは完璧ではありませんが、超ウラン元素の大部分は燃料として使用できるため、残りの超ウラン元素は重大な問題から総廃棄物のごくわずかな割合にまで減少します。

高速炉は、未発見の埋蔵量や、花崗岩や海水などの希薄な資源からの抽出を前提とすることなく、ウラン燃料原子炉に対する「燃料不足」論を技術的に解決します。高速炉は、劣化ウランやトリウムといった既知の豊富な資源、軽水炉の廃棄物など、ほぼすべてのアクチニドから核燃料を生成することを可能にします。平均的に、高速中性子は熱中性子よりも核分裂あたり多くの中性子を生成します。このため、連鎖反応を維持するために必要な中性子よりも多くの余剰中性子が生じます。これらの余剰中性子は、余剰燃料の生成、またはフランスのマルクールにあるフェニックス原子炉で行われたように、半減期の長い廃棄物をより扱いやすい同位体への変換に使用できます。また、両方の目的に使用することも可能です。従来の熱中性子炉も余剰中性子を生成しますが、高速炉は消費する中性子よりも多くの燃料を生成するのに十分な量の余剰中性子を生成できます。このような設計は高速増殖炉として知られています。^{[ 5 ]}

水減速炉の使用済み燃料には、より重い超ウラン元素とともに、いくつかのプルトニウム同位体が含まれています。核燃料再処理は、主にPUREXプロセスに基づく一連の複雑な化学抽出プロセスであり、未変化のウラン、核分裂生成物、プルトニウム、およびより重い元素を抽出するために使用できます。 ^{[ 9 ]}このような廃棄物の流れは、1) 未変化のウラン238（これは物質の大部分を占め、放射能が非常に低い）、2)核分裂生成物の集合、3)超ウラン元素のカテゴリに分類できます。

すべての原子炉は熱を発生させ、その熱は原子炉炉心から除去されなければならない。熱中性子炉で最も一般的な冷却材である水は、中性子減速材として作用するため、高速炉には一般的に適さない。^{[ 6 ]}

稼働中の高速炉はすべて液体金属冷却炉であり、冷却材としてナトリウム、鉛、または鉛ビスマス共晶を使用しています。 ^{[ 10 ]}初期のクレメンタイン原子炉は水銀冷却材とプルトニウム金属燃料を使用していました。水銀は人体に有毒であることに加えて、(n,gamma)反応の捕獲断面積が大きいため（したがって、核反応を引き起こす中性子を容易に吸収します）、冷却材が活性化され、燃料に吸収されるはずだった中性子が失われるため、冷却材としてはもはや有用とは考えられていません。

ロシアは溶融鉛や鉛ビスマス共晶 合金を使用する原子炉を開発しており、これらは海軍の推進装置、特にソ連のアルファ級潜水艦や一部の試作原子炉で大規模に使用されている。ナトリウムカリウム合金（NaK）は融点が低いため、試験用原子炉でよく使用されている。

もう一つの提案されている高速炉は溶融塩炉であり、溶融塩の減速特性は重要ではない。使用される特定の塩の組成は重要であり、一部の組成は効果的な減速剤となるが、他の組成はそうではない。^{[ 11 ]}

ガス冷却高速炉は、吸収断面積と散乱断面積が小さいヘリウムを一般的に使用して研究されており、これにより冷却材中の中性子吸収を大幅に抑えつつ高速中性子スペクトルを維持できる。精製窒素15も、ヘリウムよりも一般的であり、中性子吸収断面積も非常に小さいため、冷却ガスとして提案されている。^{[ 12 ] [ 13 ]}

しかし、大型高速炉はすべて溶融金属冷却材を使用している。溶融金属の利点は、低コスト、低い放射化ポテンシャル、そして広い液相範囲である。後者は、材料の融点が低く、沸点が高いことを意味する。これらの原子炉の例としては、現在も世界中で開発が進められているナトリウム冷却高速炉が挙げられる。ロシアは現在、このような原子炉を2基商業規模で稼働させている。さらに、ロシアは鉛冷却高速炉に関して約80原子炉年の実績があり、この原子炉は急速に注目を集めている。

実際には、高速中性子による核分裂連鎖反応を維持するには、比較的濃縮されたウランまたはプルトニウムを使用する必要がある。その理由は、核分裂反応は熱エネルギーで有利であり、^239とプルトニウム核分裂断面積と²³⁸ウランの吸収断面積は、熱スペクトルでは約100、高速スペクトルでは8である。核分裂断面積と吸収断面積はどちらも低い^。プルトニウム²³⁸​高エネルギー（高速）ウランは、熱中性子よりも燃料を通過せずに通過する可能性が高いため、より多くの核分裂性物質が必要となります。したがって、高速炉は天然ウラン燃料では稼働できません。しかし、消費量よりも多くの燃料を生成することで燃料を増殖させる高速炉を建設することは可能です。このような原子炉は、最初の燃料装荷後、再処理によって燃料を補充できます。核分裂生成物は、濃縮を行わずに天然ウランまたは劣化ウランを追加することで補充できます。これが高速増殖炉（FBR）の概念です。

これまでのところ、ほとんどの高速中性子炉はMOX（混合酸化物）燃料または金属合金燃料を使用してきた。ソ連の高速中性子炉は（高濃度の^235）当初はウラン濃縮ウラン燃料を使用していたが、2022年にMOX燃料に切り替えた。^{[ 14 ]}インドのプロトタイプ原子炉は炭化ウラン燃料を使用している。

高速エネルギーでの臨界は、ウランを5.5重量パーセントに濃縮することで達成できる可能性があるが^、高速炉の設計では、炉心寿命などの理由から、濃縮度を20%程度としたものが提案されている。高速炉に最小臨界質量を装荷した場合、最初の核分裂後に原子炉は未臨界状態になる。そのため、反応度制御機構を備えた過剰量の燃料が装荷され、原子炉を臨界超から臨界状態にするために、運転開始時に反応度制御が完全に作動する。燃料が消費されるにつれて、核分裂を継続させるために反応度制御は解除される。高速増殖炉では、上記と同様のことが適用されるが、燃料消費による反応度低下は、²³³Uまたは²³⁹Puと²⁴¹²³²からのPuThまたは²³⁸それぞれU。一部の設計では、中性子捕獲断面積の大きい同位体を含む可燃性毒物（可燃性吸収体とも呼ばれる）を使用しています。濃縮¹⁰ホウ素または¹⁵⁵ガドリニウムと¹⁵⁷天然ガドリニウム中のガドリニウムが通常この目的で使用されます。これらの同位体は過剰な中性子を吸収すると、吸収断面積の低い同位体に変換されるため、燃料サイクルの寿命を通じて、捕獲断面積の高い核分裂生成物がより多く生成されるにつれて、それらは除去されます。これにより、新しい燃料で起動する際の炉心内の反応度率の制御が容易になります。 ^{[ 15 ]}

熱中性子炉と同様に、高速中性子炉も、遅発中性子に依存した臨界状態を維持することによって制御され、大まかな制御は中性子吸収制御棒または制御ブレードによって行われる。

しかし、減速材が存在しないため、減速材の変更に頼ることはできません。したがって、熱中性子に影響を与える減速材のドップラー広がりも、減速材の負のボイド係数も効果がありません。これらの技術は、通常の軽水炉では一般的です。

燃料の分子運動、すなわちその熱によるドップラー広がりは、迅速な負のフィードバックをもたらす可能性がある。核分裂性物質自体の分子運動は、燃料の相対速度を最適な中性子速度からずらすように調整することができる。燃料の熱膨張も負のフィードバックをもたらす可能性がある。潜水艦などの小型原子炉では、ドップラー広がりや中性子反射材の熱膨張を利用することがある。

1960年代にはウラン鉱石の埋蔵量に対する認識がかなり低く、原子力発電がベースロード発電を担うようになるペースも遅かったため、1960年代から1970年代にかけて、高速増殖炉が世界のエネルギー需要を満たす解決策と考えられていました。高速増殖炉は、二段階処理を用いることで、既知の鉱床のエネルギー容量を増加させ、既存の鉱石資源が数百年も持続することを意味します。このアプローチの欠点は、高速増殖炉に燃料を供給し、それを使用済み燃料処理施設で処理する必要があることです。需要が増加し、既知の資源が減少するにつれて、この処理費用は濃縮ウランの価格を下回ると広く予想されていました。

1970年代を通じて、特に米国、フランス、ソ連で実験的な増殖炉設計が検討された。しかし、これはウラン価格の暴落と時期を同じくしていた。需要の増加が見込まれたため、鉱山会社は供給ルートを拡大したが、これは1970年代半ばに原子炉建設のペースが停滞した時期と重なった。結果として供給過剰となり、燃料価格は1980年の1ポンドあたり約40ドルから1984年には20ドル以下にまで下落した。増殖炉で生産される燃料は100ドルから160ドルと非常に高価であり、商業運転に至った数少ないユニットも経済的に実現不可能であることが判明した。

高速炉は、減速設計に比べていくつかの利点があるため、不可欠な開発として広く認識されています。^{[ 16 ]}最も研究され、建設された高速炉のタイプは、ナトリウム冷却高速炉です。この設計の利点のいくつかは以下で説明します。鉛冷却高速炉やFMSR（高速溶融塩炉）^{[ 17 ]}などの他の設計も同様の利点があります。

• 核分裂反応は、熱中性子炉よりも多くのニュートロンを生成する。これにより柔軟性が高まり、ウランやトリウムの増殖が可能になる。
• ²³⁸としてウランが高速中性子を吸収すると、核分裂を起こす確率は11%であり、原子炉内で発生する核分裂事象のかなりの割合がこの同位体によって発生している。
• 核分裂による中性子の生成と、それらを中性子から除去する多くのプロセスとの間には、微妙なバランスが存在する。高速炉内で温度が上昇すると、次の2つの影響が生じる。
  1. 中性子スペクトルのドップラー広がり、
  2. 原子炉炉心の物理的なサイズがごくわずかに増加する。

これらの2つの効果は、より多くのニュートロンが炉心から脱出することを可能にするため、反応度を低下させる働きをします。これは1986年のEBR-IIでの実証実験で示されました。^{[ 18 ]}この実験では、追加の熱は大量の液体ナトリウムによって容易に吸収され、原子炉は運転員の介入なしに自動的に停止しました。

• ナトリウムの沸点は883 °C (1,600 °F)、鉛の沸点は1,749 °C (3,200 °F)ですが、原子炉は通常500 °C (930 °F)～550 °C (1,000 °F)付近で運転されるため、金属が液体の状態を維持できる余裕が大きく、圧力の上昇なしに熱の上昇を容易に吸収できます。高速溶融塩炉の設計で一般的に使用される塩化物塩の場合、塩化ナトリウムの沸点は1,465 °C (2,700 °F)です^{[ 19 ] 。}          
• 高温下では炉心内に水が存在しないため、原子炉は実質的に大気圧状態にある。多くの場合、適度な圧力（例えば0.5気圧）の不活性ガス層が設けられており、漏洩が発生した場合でも、漏洩物質が原子炉外部へ確実に拡散するようにしている。つまり、高圧システムに伴う問題（高圧システムは複雑である）を伴う圧力容器は存在せず、原子炉からの漏洩によって高圧ジェットが噴出することもない。
• 容器全体が大気圧であり、ナトリウムが非常に高温であるため、停止時でもこれらの温度を維持できるため、空気による受動冷却（つまり、ポンプの必要なし）が可能です。このような設計では、福島第一原子力発電所事故^{[ 20 ]}のような事故は起こり得ません。
• 液体金属または塩の温度が高くなるため、この冷却剤によって生成される蒸気の温度も高くなり、発電効率が大幅に向上します（熱効率は約40%、従来は30%）。^{[ 21 ]}
• このような原子炉は、原子力発電から発生する廃棄物の量を大幅に削減できる可能性を秘めていると同時に、燃料利用率を飛躍的に向上させる可能性も秘めている。

これまでの高速炉のほとんどはナトリウム、鉛、または鉛ビスマス冷却方式を採用してきたため、ここではそのようなシステムの欠点について説明する。

• 高速炉では、減速炉とは異なり、高速中性子によって炉心の反応度が決定されます。減速炉では、反応度制御の大部分は遅発中性子によって行われ、運転員やコンピュータが反応度を調整する時間的余裕が生まれます。一方、高速炉では遅発中性子はほとんど役割を果たさないため、非常に短時間（例えば1秒以内）の反応度制御には、熱膨張やドップラー広がりといった別のメカニズムが必要となります。より長期的な反応度制御は、中性子吸収材が充填された制御棒によって行われます。
• 原子炉全体が大量の溶融金属で満たされているため、燃料交換は容易ではなく、光学機器（カメラなど）は役に立たない。燃料交換作業には、高価で、精密に調整・配置されたロボット機器が必要となる。また、原子炉から燃料要素を完全に除去することも容易ではない。
• 原子炉全体が室温よりはるかに高い融点を持つ金属で満たされているため、原子力運転を開始する前に、すべての配管、熱交換器、そして原子炉全体を電気的に加熱する必要がある。しかし、いったん原子炉が熱を発生させれば、これはもはや問題ではなくなる。
• 現在までのところ、ほとんどの高速炉は建設・運転コストが高く、ウラン価格が劇的に上昇するか、建設コストが低下しない限り、熱中性子炉との競争力は低いことが分かっている。しかし、核廃棄物処理の問題が懸念されることから、こうした原子炉は必要不可欠になると考えられている。減速炉の建設コストは、ますます厳格化する安全対策などにより上昇しており、これは高速炉の経済的実現可能性を高める可能性を示唆している。
• ナトリウムは中性子の速度をあまり減速させず、熱容量が大きいため、高速炉の冷却材としてよく使用されます。しかし、空気中では燃焼して泡立ちますが、空気中でのナトリウムの燃焼反応は、ナトリウムと水の極めて激しい反応と混同してはなりません。ナトリウムの漏洩は空気と反応して発火する可能性があり、（例えば、USSシーウルフ（SSN-575）やもんじゅなどの）原子炉で問題を引き起こす可能性があります。

ナトリウム冷却高速炉の中には、長期間にわたり安全に運転されてきたものもあります（特にフェニックスとEBR-IIは30年間、BN-600とBN-800はそれぞれ1980年と2016年から運転されていますが、いずれも軽微な漏洩や火災が何度か発生しています）。ナトリウムの漏洩（および火災）によって放射性元素が放出されることはありません。ナトリウム高速炉は常に2ループシステムで設計されているためです。

• リチウムとベリリウム以外の液体金属は減速能力が低いため、中性子と高速炉冷却材との主な相互作用は（n,γ）反応であり、これにより冷却材に放射能が誘起される。ナトリウム24（²⁴ナトリウム冷却高速炉の原子炉ループ内で、天然のナトリウム23に中性子照射を行うことにより、 Na ) が生成される。半減期は15時間である^。Naは²⁴に崩壊するMgは電子と2本のガンマ線を放出して生成されます。この同位体の半減期は非常に短いため、例えば2週間後にはほとんど²⁴ナトリウムが残る。ナトリウムを使用する高速スペクトル原子炉では、このナトリウムからマグネシウムを除去する必要があり、これは「コールドトラップ」と呼ばれる装置を用いて行われる。
• 液体鉛または鉛ビスマス共晶の設計のうち、放射化が起こるのは液体鉛ビスマス共晶のみです。純鉛は実質的に放射化を起こさないため、純鉛原子炉の設計では単一ループで運転でき、熱交換器や別個のシステムにかかるコストを大幅に削減できます。
• 欠陥のある高速炉設計では、ボイド係数が正になる可能性がある。事故時に冷却材が沸騰すると、冷却材密度が低下し、吸収率が低下する。このような設計は、安全性と事故の観点から潜在的に危険で望ましくないため、商業運転向けには提案されていない。ガス冷却炉では、事故時にボイドが発生しないため、この問題は回避できる。ただし、ガス冷却高速炉では反応度制御が困難である。
• 高エネルギー中性子に対するほとんどの物質の断面積が小さいため、高速炉の臨界質量は熱中性子炉よりもはるかに大きくなります。実際には、これは濃縮度が大幅に高くなることを意味します。高速炉では20%以上の濃縮度が得られるのに対し、一般的な熱中性子炉では5%未満の濃縮度となります。あるいは、核廃棄物由来のプルトニウムと天然ウランまたは劣化ウランの混合物を使用することも可能です。

1977年4月にジミー・カーター大統領が核拡散の懸念から米国での増殖炉建設を延期することを決定したこと、およびフランスのスーパーフェニックス原子炉の運転実績が最適ではなかったことから、米国における増殖炉への関心は薄れた。^{[ 22 ]}また、フランスの原子炉は、非常に危険であると考える環境保護団体から深刻な反対を受けた。^{[ 23 ]}こうした挫折にもかかわらず、多くの国が依然として高速炉技術に投資している。1970年代以降、約25基の原子炉が建設され、400原子炉年以上の運転経験が蓄積されている。

2008年のIAEAによる高速炉知識保存システムに関する提案^{[ 24 ]}では、次のように述べられている。

過去15年間、かつてこの分野の集中的な開発に携わっていた先進工業国において、高速炉の開発は停滞している。ドイツ、イタリア、イギリス、アメリカ合衆国などの国々では、高速炉に関するあらゆる研究が中止され、現在行われているのは高速炉の廃炉作業のみである。これらの国々でこの分野の研究開発に携わっていた多くの専門家は、既に退職しているか、退職間近である。フランス、日本、ロシア連邦など、高速炉技術の発展を積極的に追求している国々では、原子力発電のこの分野に参入する若い科学者や技術者の不足が、状況をさらに悪化させている。

2021年現在、ロシアは2基の高速炉を商業規模で稼働させている。^{[ 25 ]}新しい原子炉設計に関する国際作業部会であるGEN IVイニシアチブは、6種類の新しい原子炉タイプを提案しており、そのうち3種類は高速スペクトルで運転される予定である。^{[ 26 ]}

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• ナトリウム冷却高速炉
• 熱中性子炉

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• ANLによる初期ソ連高速炉に関する報告書
• 2005年12月号のサイエンティフィック・アメリカン誌に掲載された、高速中性子炉に関する最近の研究についての論文
• IAEA高速炉データベース
• 高速炉データ検索および知識保存プロジェクトは、高速炉のデータと知識に関する包括的な国際的インベントリを確立することを目指しており、これは今後30～40年後の高速炉開発の基礎を形成するのに十分なものとなるだろう。
• 世界原子力協会：高速中性子炉（2013年2月24日アーカイブ、 Wayback Machine）
• 国際トリウムエネルギー機構