Loading article…
ガス冷却高速炉（GFR）システムは、現在開発中の原子炉設計です。第4世代原子炉に分類され、高速中性子スペクトルと閉鎖燃料サイクルを特徴とし、親ウランの効率的な転換とアクチニドの管理を行います。基準となる原子炉設計は、高い熱効率のために直接ブレイトン閉鎖サイクル・ガスタービンを使用し、出口温度850℃（1,560℉）で動作するヘリウム冷却システムです。非常に高温で動作し、核分裂生成物の優れた保持を保証する可能性があることから、複合セラミック燃料、先進燃料粒子、またはアクチニド化合物のセラミック被覆要素など、いくつかの燃料形態が検討されています。炉心構成は、従来の燃料集合体よりも優れた冷却材循環を可能にする、ピンベースまたはプレートベースの燃料集合体または角柱ブロックに基づいて検討されています。
これらの原子炉は原子力発電所で電気を生産すると同時に、新たな核燃料を生産（増殖）するため に使われることになっています。
原子炉の設計
高速炉はもともと増殖炉として主に設計された。これは、構想当時、既存の原子炉のウラン燃料がすぐに不足するという見通しがあったためである。ウラン価格の上昇は予測されていたが、実現しなかった。しかし、将来ウランの需要が増加すれば、高速炉への関心が再び高まるかもしれない。
GFR の基本設計は高速炉ですが、その他の点では高温ガス冷却炉に似ています。炉心に核分裂性燃料の含有量が多く、非核分裂性の増殖性コンポーネントがあるという点で、HTGR 設計とは異なります。連鎖反応は高速中性子によって維持されるため、中性子減速材はありません。核分裂性燃料の含有量が多いため、この設計は HTGR よりも高い出力密度を備えています。
燃料
GFR 原子炉の設計では、ユニットは高速中性子で作動します。中性子を減速するための減速材は必要ありません。つまり、ウランなどの核燃料とは別に、他の燃料を使用できます。最も一般的なのはトリウムで、高速中性子を吸収してウラン 233 に崩壊します。つまり、GFR 設計には増殖特性があり、軽水炉設計には適さない燃料を使用して増殖燃料を使用することができます。これらの特性により、原子炉に最初の燃料を装填すると、ユニットは何年も燃料を必要とせずに稼働できます (場合によっては 20 年を超える)。これらの原子炉を増殖に使用する場合は、燃料を取り外して生成された燃料を将来の使用のために分離すると経済的です。
冷却剤
使用されるガスは、二酸化炭素やヘリウムなど、さまざまな種類があります。正のボイド係数と誘導放射能を防ぐために、中性子捕獲断面積の低い元素で構成されている必要があります。ガスを使用すると、水冷式原子炉 (PWR または BWR) 内の水が過熱または減圧時に蒸気に変わるときなど、相転移によって引き起こされる爆発の可能性も なくなります。また、ガスを使用すると、他の冷却剤を使用する場合よりも高い動作温度が可能になり、熱効率が向上し、水素燃料の製造など、エネルギーの非機械的用途が可能になります。
研究の歴史
過去のパイロットおよび実証プロジェクトはすべて、グラファイト減速材を使用した熱設計を採用していた。そのため、真のガス冷却高速炉設計は臨界に達していない。まだ克服されていない主な課題は、炉心内外の容器内構造材料であり、高速中性子による損傷と高温（最大 1,600 °C [2,910 °F]）に耐える必要がある。もう 1 つの問題は、低ヘリウム圧での熱慣性が低く、熱除去能力が低いことであるが、これらの問題は、建設済みの熱炉でも同様である。ピーター・フォーテスキューは、ゼネラル・アトミックに在籍中、高温ガス冷却炉（HTGR）およびガス冷却高速炉（GCFR）システムの初期開発を担当したチームのリーダーであった。[1]
ガス冷却プロジェクト（熱スペクトル）には、英国で建設・運転されているドラゴン原子炉、ドイツで建設・運転されているAVRとTHTR-300、米国で建設・運転されているピーチボトムとフォートセントヴレインなどの廃止された原子炉が含まれる。進行中の実証には、1999年に角柱ブロックに挿入された燃料コンパクトを使用して最大出力（30MWth）に達した日本の高温工学試験炉、および2003年にペブル燃料を使用して最大出力10MWthに達した中国のHTR-10がある。400MWthのペブルベッドモジュラー原子炉実証プラントは、南アフリカでの配備のためにPBMR Ptyによって設計されたが、2010年に撤回され、ロシアの研究機関のコンソーシアムはゼネラルアトミックスと協力して600MWthのGT-MHR（角柱ブロック原子炉）を設計している。 2010年、ジェネラル・アトミックス社はGT-MHRの改良版であるエネルギー増倍モジュール原子炉設計を発表しました。
欧州のガス冷却高速炉（GFR）実証炉であるALLEGROは現在、チェコ共和国、フランス、ハンガリー、スロバキア、ポーランドによって開発されている。ALLEGROの主な目的は、原子炉圧力容器を収容するガード容器への窒素注入に基づいてLOCA事故時に受動的崩壊熱除去を行うヘリウム冷却高速炉の概念設計を作成し、LOCA事故時の圧力上昇（10バール以上）と温度上昇に耐えられる気密ガード容器を設計することである。[2]
参照
参考文献
- 「ガス冷却高速炉（GFR）ファクトシート」アイダホ国立研究所。
- Van Rooijen, WFG (2009). 「ガス冷却高速炉：歴史的概観と将来展望」原子力施設の科学と技術2009 : 1–11. doi : 10.1155/2009/965757 .
外部リンク
- IAEA 高速炉および加速器駆動システム知識ベース
- INL GFRワークショップの概要