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第4世代（Gen IV）原子炉は、第3世代原子炉の後継として構想されている原子炉設計技術です。第4世代原子炉の開発を調整する国際機関である第4世代国際フォーラム（GIF）は、第4世代原子炉の候補として6つの原子炉技術を具体的に選定しました。[ 1 ] [ 2 ]これらの設計は、安全性、持続可能性、効率性、およびコストの改善を目指しています。世界原子力協会は2015年に、一部の原子炉は2030年より前に商業運転を開始する可能性があると示唆しました。[ 3 ]
第4世代原子炉の正確な定義は存在しない。この用語は、2000年頃までに開発されていた原子炉技術を指し、その設計は少なくとも当時、「原子力エネルギーの未来の形」を表すことを意図していた。[ 4 ]選ばれた6つの設計は、ガス冷却高速炉（GFR）、鉛冷却高速炉（LFR）、溶融塩炉（MSR）、ナトリウム冷却高速炉（SFR）、超臨界水冷却炉（SCWR）、および超高温原子炉（VHTR）であった。[ 1 ] [ 2 ]
ナトリウム高速炉は、実証施設を支援する資金の大部分を受け取っている。モアとテラーは、開発が遅れている溶融塩炉が、6つのモデルの中で最も高い固有安全性を持つ可能性があると考えている。 [ 5 ] [ 6 ]超高温炉の設計は、以前の世代よりもはるかに高い温度で運転される。これにより、高温電気分解または硫黄-ヨウ素サイクルによる水素の効率的な製造とカーボンニュートラル燃料の合成が可能になる。[ 2 ]
世界中で稼働している原子炉の大部分は、第1世代のシステムの大部分が廃止されたため、第2世代および第3世代の原子炉システムとみなされています。中国は、山東省石道湾にあるペブルベッド型高温ガス冷却炉であるHTR-PMという実証第4世代原子炉を稼働させた最初の国です。 [ 7 ] [ 8 ]これは2023年12月に送電網に接続され、世界で初めて商業運転に入った第4世代原子炉となりました。[ 9 ] [ 10 ] [ 11 ] 2024年には、中国が世界初のトリウム溶融塩原子力発電所も建設し、2029年までに稼働する予定であると報じられました。[ 12 ]
第4世代国際フォーラム（GIF）は、国際機関であり、その目標は「原子力安全、廃棄物、拡散、世論の懸念に適切に対処しながら、競争力のある価格で信頼性の高いエネルギー供給を提供する方法で認可、建設、運用できる1つ以上の第4世代システムの概念を開発すること」であると明記されている。[ 13 ]同フォーラムは第4世代技術の開発を調整している。[ 2 ]同フォーラムは、6種類の第4世代原子炉の研究を調整し、用語自体の範囲と意味を定義する上で重要な役割を果たしてきた。
2021年現在、活動メンバーには、オーストラリア、カナダ、中国、欧州原子力共同体（ユーラトム）、フランス、日本、ロシア、南アフリカ、韓国、スイス、英国、米国が含まれる。非活動メンバーには、アルゼンチンとブラジルが含まれる。[ 14 ]
このフォーラムは、2000年1月に米国エネルギー省（DOE）の原子力エネルギー局によって「第4世代原子力システムの実現可能性と性能をテストするために必要な研究を開発し、2030年までに産業展開に利用できるようにすることを目指す国際的な協力事業」として開始されました。[ 1 ]
2013年11月には、各フォーラムメンバーによる原子炉設計と活動の概要が簡単に公開されました。[ 16 ] [ 17 ] [ 18 ]今後10年間の研究開発目標を詳述した技術ロードマップの更新版が2014年1月に公開されました。[ 19 ]
2019年5月、溶融塩炉を開発するカナダのTerrestrial Energy社が、GIFに加盟した最初の民間企業となった。[ 4 ]
2021年10月のフォーラムの会合で、メンバーは、地域暖房や産業暖房、海水淡水化、大規模水素製造など、原子力熱の非電気用途に関するタスクフォースを設立することに合意した。[ 20 ]
GIFフォーラムは、6つのシステムそれぞれについて開発スケジュールを発表しました。研究開発は3つのフェーズに分かれています。
2000年にGIFは、「各システムの性能フェーズが完了した後、実証システムの詳細設計と構築には少なくとも6年と数十億米ドルが必要になる」と述べた。[ 21 ] 2013年のロードマップ更新では、性能フェーズと実証フェーズが大幅に後日に延期されたが、商用化フェーズの目標は設定されていない。[ 19 ] 2013年のGIFによると、「商用Gen IVシステムの展開には少なくとも20～30年かかるだろう」。[ 13 ]
当初は多くの原子炉タイプが検討されましたが、その後、最も有望な技術に焦点を当てるようにリストが絞り込まれました。[ 3 ] 3つのシステムは名目上熱原子炉であり、3つは高速炉です。超高温原子炉（VHTR）は、高品質のプロセス熱を供給できる可能性があります。高速炉は、アクチニドを燃焼させて廃棄物をさらに削減できる可能性があり、消費する燃料よりも多くの燃料を生成できます。これらのシステムは、持続可能性、安全性と信頼性、経済性、核拡散抵抗性、物理的保護において大きな進歩をもたらします。
熱中性子炉とは、低速中性子または熱中性子を利用する原子炉のことである。中性子減速材は、核分裂によって放出される中性子の速度を落とし、燃料に捕獲されやすくするために使用される。
超高温ガス炉（VHTR）は、ヘリウムまたは溶融塩を燃料とするワンパス式ウラン 燃料サイクルと黒鉛減速炉心を採用しています。この原子炉設計では、出口温度1,000 ℃を目指しています。炉心は、角柱型またはペブルベッド型のいずれでも構いません。高温により、プロセス熱の利用や、熱化学硫黄・ヨウ素サイクルプロセスによる水素製造などの用途が可能になります。
2012年、アイダホ国立研究所は、次世代原子力発電所コンペの一環として、アレバ社の角柱型ブロックのアンタレス原子炉に類似した設計を承認し、2021年までにプロトタイプとして展開することを決定した。 [ 22 ]
2016年1月、X-energyは原子炉開発を進めるため、米国エネルギー省 から最大4,000万ドルの5年間の助成金を受けた。 [ 23 ] [ 24 ] [ 25 ] Xe-100は、南アフリカのPBMRをベースとしたモジュール式のヘリウム冷却ペブルベッド型原子炉で、[ 26 ] 80MWe 、または「4基パック」で320MWeを生成する予定である。 [ 27 ]
2021年以来、中国政府はHTR-10の後継として、200MW級高温ペブルベッド型原子炉の実証実験をHTR-PMで実施している。[ 7 ] [ 8 ]
溶融塩炉（MSR）は、一次冷却材または燃料自体が溶融塩混合物であるタイプの原子炉です。高温低圧で運転されます。[ 28 ]
溶融塩は、熱中性、熱外性、高速炉に使用できます。2005年以降は、高速スペクトル溶融塩炉（MSFR）に焦点が当てられています。[ 29 ]
その他の設計としては、一体型溶融塩炉（例：IMSR）や溶融塩化物高速炉（MCSFR）などがある。
初期の熱中性子スペクトル概念と現在の多くの概念は、溶融フッ化物塩に溶解した四フッ化ウラン（UF 4）または四フッ化トリウム（ThF 4 ）に依存している。流体は、黒鉛減速材のある炉心に流れ込むことで臨界に達する。燃料は黒鉛マトリックス中に分散されている場合がある。これらの設計は、核分裂反応を引き起こす中性子の平均速度が高いため、熱中性子炉よりもエピサーマル炉と呼ぶ方がより正確である。[ 30 ]
MCSFRは黒鉛減速材を使用しない。十分な量の塩と核分裂性物質を用いて臨界状態を達成する。燃料をより多く消費することができ、短寿命の廃棄物のみを残す。
ほとんどの MSR 設計は、1960 年代の溶融塩原子炉実験(MSRE) に由来しています。バリエーションには、冷却媒体として鉛を使用し、溶融塩燃料 (一般的には塩化プルトニウム (III)などの金属塩化物) を使用することで、燃料の閉鎖サイクル能力を向上させる概念的な二重流体原子炉があります。その他の注目すべきアプローチには、溶融塩を従来の原子炉の確立された燃料棒で覆う安定塩原子炉(SSR) の概念があります。この後者の設計は、2015 年にコンサルティング会社 Energy Process Development によって最も競争力があると判断されました。[ 31 ] [ 32 ]
開発中の別の設計は、TerraPowerの溶融塩化物高速炉です。このコンセプトでは、原子炉炉心で液体天然ウランと溶融塩化物冷却材を混合し、大気圧下で非常に高い温度に達します。[ 33 ] 2025 年、アイダホ国立研究所 (INL)、サザン カンパニー、TerraPower の共同プロジェクトである溶融塩化物原子炉実験 (MCRE) は、プロトタイプ炉が変性ウランをベースとした燃料をバッチあたり18 kg (40 lb)の割合で生成するという大きなマイルストーンを達成しました。さらに、塩化リチウムと塩化カリウムの塩のスラリーを含むステンレス鋼を使用した溶融塩フロー ループ テスト ベッドを完成させました。塩が循環している間、温度などのスラリーの特性を調整できます。5 つのセンサーが表面張力、流体密度、腐食、熱伝達率などの要因を分析します。[ 34 ]
MSRのもう一つの注目すべき特徴は、熱スペクトル核廃棄物燃焼炉の可能性です。従来、使用済み核燃料の利用または削減には高速スペクトル原子炉のみが実現可能と考えられてきました。熱廃棄物燃焼は、使用済み核燃料中のウランの一部をトリウムに置き換えることによって実現されました。超ウラン元素（プルトニウムやアメリシウムなど）の正味生成率は消費率を下回るため、高速原子炉に伴う核拡散の懸念やその他の技術的問題なしに、核貯蔵問題を軽減できます。
超臨界水炉 (SCWR) [ 28 ]は、減速度を低減した水炉の概念です。燃料内の核分裂を引き起こす中性子の平均速度が熱中性子よりも速いため、熱炉というよりはエピサーマル炉と呼ぶ方が正確です。作動流体として超臨界水を使用します。SCWR は基本的に、直接一回通過の熱交換サイクルでより高い圧力と温度で運転される軽水炉(LWR) です。一般的に想定されているように、沸騰水炉(BWR)とよく似た直接サイクルで運転されます。作動流体として超臨界水 (臨界質量と混同しないように注意) を使用するため、水相は 1 つだけです。これにより、熱交換方法は加圧水炉 ( PWR )により近くなります。現在の PWR と BWR の両方よりもはるかに高い温度で運転できます。
超臨界水冷却炉（SCWR）は、高い熱効率（現在の軽水炉の効率が約33%であるのに対し、約45%）と大幅な簡素化を実現する。
SCWRの使命は、低コストの電力を生成することです。これは、最も一般的に使用されている発電用原子炉である軽水炉（LWR）と、広く使用されている過熱化石燃料ボイラーという、実績のある2つの技術に基づいています。13か国の32の組織がこの構想を研究しています。
SCWRは、BWRやLWRと同様に、蒸気爆発や放射性蒸気放出の危険性を抱えているだけでなく、非常に高価な高耐久性圧力容器、配管、バルブ、ポンプが必要となる。これらの共通の問題は、SCWRでは温度が高いため、本質的にさらに深刻となる。
開発中のSCWR設計の1つは、VVER -1700/393（VVER-SCWRまたはVVER-SKD）で、二重入口コアと増殖比0.95のロシア製SCWRである。[ 35 ]
高速炉は、減速材を用いずに核分裂中性子を直接利用する。高速炉は、すべてのアクチニドを「燃焼」、すなわち核分裂させるように構成することができ、十分な時間があれば、現在稼働している世界の熱中性子軽水炉で生成される使用済み核燃料中のアクチニドの割合を大幅に削減し、燃料サイクルを閉じることができる。あるいは、構成を変えれば、消費するアクチニド燃料よりも多くのアクチニド燃料を生成することも可能である。
ガス冷却高速炉（GFR）[ 28 ]は、高速中性子スペクトルと閉鎖型燃料サイクルを特徴としています。原子炉はヘリウムで冷却されます。出口温度は850 ℃です。超高温原子炉（VHTR）をより持続可能な燃料サイクルに移行させます。高い熱効率のために直接ブレイトンサイクルガスタービンを使用します。複合セラミック燃料、先進燃料粒子、またはセラミック被覆アクチニド化合物など、いくつかの燃料形態が検討されています。炉心構成には、ピンベースまたはプレートベースの燃料集合体、またはプリズムブロックが含まれます。
欧州持続可能な原子力産業イニシアチブは、第4世代原子炉システム3基に資金を提供した。
ナトリウム冷却高速炉（SCFR）は、1980年代以降、複数の国で稼働している。
2 基の最大の実験用ナトリウム冷却高速炉はロシアにあり、BN-600とBN-800 (総出力 880 MWe) です。これらの原子力発電所は、BN-1200 ( OKBM Afrikantov の第 4 世代原子炉)の建設に適用される運転経験と技術的解決策を提供するために使用されています。[ 40 ]これまでで最大の運転は、フランスのSuperphenix原子炉で、1200 MW eを超え、1996 年に廃止されるまで正常に運転されました。インドでは、高速増殖試験炉(FBTR) が 1985 年 10 月に臨界に達しました。2002 年 9 月、FBTR の燃料燃焼効率が初めて 100,000 メガワット日/トン ウラン (MWd/MTU) に達しました。これは、インドの増殖炉技術における重要なマイルストーンと考えられています。その経験を活かし、 500 MWeのナトリウム冷却高速炉であるプロトタイプ高速増殖炉が5,677クローレ（約9億米ドル）の費用で建設され、2026年4月に臨界を達成した。 [ 41 ] PFBRに続いて、それぞれ600 MWの商用高速増殖炉（CFBR）が6基建設される予定である。
第 4 世代 SFR [ 28 ]は、酸化物燃料高速増殖炉と金属燃料一体型高速炉を基にしたプロジェクトです。その目標は、プルトニウムを増殖し、超ウラン同位体を排除することによって、ウランの使用効率を高めることです。原子炉の設計では、高速中性子で動作する無減速炉心を使用しており、あらゆる超ウラン同位体を消費（場合によっては燃料として使用）できるように設計されています。SFR 燃料は、原子炉が過熱すると膨張し、連鎖反応を自動的に減速させるため、受動的に安全です。[ 42 ]
SFR（高速炉）のコンセプトの一つは、液体ナトリウムで冷却され、ウランとプルトニウムの金属合金、または軽水炉の廃核燃料（使用済み核燃料）を燃料とするものです。SFR燃料は鋼鉄製の被覆材に収められています。液体ナトリウムは、燃料集合体を構成する被覆材間の空間を満たしています。設計上の課題の一つは、ナトリウムの取り扱いリスクです。ナトリウムは水と接触すると爆発的に反応します。冷却材として水の代わりに液体金属を使用することで、システムを大気圧下で稼働させることができ、漏洩のリスクを低減できます。
欧州持続可能な原子力産業イニシアチブは、第4世代原子炉システムを3基資金提供した。先進ナトリウム技術原子炉産業実証（ASTRID）はナトリウム冷却高速炉であったが、[ 44 ] 2019年8月に中止された。[ 45 ]
第4世代高速炉（SFR）の先駆けとなる施設は数多く存在する。ハンフォードでは400MWの高速フラックス試験施設が10年間稼働し、アイダホ国立研究所では20MWのEBR IIが30年以上稼働したが、1994年に閉鎖された。
GE Vernova Hitachi社のPRISM原子炉は、1984年から1994年にかけてアルゴンヌ国立研究所が開発した一体型高速炉（IFR）を近代化し、商業的に実現したものです。PRISMの主な目的は、新たな燃料を生成することではなく、他の原子炉から出た使用済み核燃料を燃焼させることです。この設計では、使用済み核燃料に含まれる核分裂性元素の半減期を短縮すると同時に、主に副産物として発電を行います。
鉛冷却高速炉（LFR）[ 28 ]は、高速中性子スペクトルの鉛または鉛/ビスマス共晶（LBE）冷却材と閉じた燃料サイクルを特徴としています。提案されているものには、長い燃料交換間隔を特徴とする小型の50～150MWe、300～400MWeのモジュール式システム、および1,200MWeの大型モノリシックプラントがあります 。燃料 は、 増殖性ウランと超ウラン元素を含む金属または窒化物ベースです。原子炉は自然対流によって冷却され、原子炉出口冷却材温度は550～800 ℃です。高温により、熱化学プロセスによる水素の製造が可能になります。
欧州持続可能原子力産業イニシアチブは、MYRRHAと呼ばれる加速器駆動型未臨界原子炉である100 MW t LFRに資金を提供している。ベルギーに建設される予定で、2036年までに建設が完了する見込みである。Guinevereと呼ばれる出力低減モデルは、2009年3月にモルで起動され[ 36 ]、2012年に稼働を開始した[ 46 ]。
BREST-OD-300の建設は2021年6月8日に開始されました。[ 47 ] 2026年に運用開始予定です。[ 48 ]
GEN IVフォーラムは、原子炉の安全性に関するパラダイムを再構築し、原子力事故は起こり得るものであり、それを克服すべきであるという考え方から、事故の物理的な可能性を排除するという考え方へと転換した。能動的および受動的な安全システムは、少なくとも第3世代システムのものと同等の効果を持ち、最も深刻な事故を物理的に不可能にするだろう。[ 49 ]
第2世代～第3世代原子炉と比較して、第4世代原子炉の利点は以下のとおりです。
SFRの特有のリスクは、冷却材として金属ナトリウムを使用することに関連しています。漏洩が発生した場合、ナトリウムは水と爆発的に反応します。ナトリウムの酸化を防ぐためにアルゴンが使用されます。アルゴンは空気中の酸素を置換し、作業員に低酸素症の懸念を引き起こす可能性があります。これは、日本の敦賀にあるループ型プロトタイプ高速増殖炉もんじゅで問題となった要因です。[ 52 ]鉛または溶融塩冷却材を使用すると、反応性が低く、凝固点と周囲圧力が高いため、この問題は軽減されます。鉛はナトリウムよりも粘度が高く、密度が高く、比熱容量が低く、放射性中性子活性化生成物が多くなります。
第4世代原子炉の概念実証設計は複数建設されている。例えば、フォート・セント・ヴレイン発電所とHTR-10の原子炉は、提案されている第4世代VHTR設計に類似しており、プール型EBR-II、Phénix、BN-600、BN-800原子炉は、提案されているプール型第4世代SFR設計に類似している。
原子力技術者のデイビッド・ロックバウム氏は、「新しい原子炉と事故の問題は二重である。シミュレーションでは計画できないシナリオが発生することと、人間がミスを犯すことである」と警告している。[ 53 ]ある米国の研究所所長は、「新しい原子炉の製造、建設、運転、保守には急な学習曲線が伴うだろう。先進技術は事故やミスのリスクを高める。技術は実証されているかもしれないが、人間はそうではない」と述べている。[ 53 ]
第 4 世代核分裂炉の開発により、新たな耐放射線材料への関心が高まっています。構造材料と燃料被覆材は、プラントの運転寿命と安全性を延ばす上で不可欠です。高エントロピー合金の発見以来、これらの材料は次世代原子力発電所の構造材料として徹底的に研究されてきました。高エントロピー炭化物セラミックスなどの化学的に複雑な合金やセラミックス (高エントロピー酸化物を参照) は、独自の電子特性と原子レベルの不均一性により、耐放射線性が向上しています。[ 59 ]化学的無秩序と局所的な格子歪みは、耐放射線性の向上、および第 4 世代原子炉の比較的高い運転温度をはるかに超える温度までの強度向上のメカニズムとして提案されています。高エントロピー合金とセラミックスは、照射による膨潤が少なく、ボイド形成とその後のヘリウム気泡の成長に抵抗し、その他の照射硬化と脆化の影響を最小限に抑えることが実験的に実証されています。[ 60 ] [ 61 ]
次世代原子炉材料として非常に有望であるものの、高エントロピー材料、特に高エントロピーセラミックスはまだ黎明期にある。これらの材料の固有の化学的複雑さは、設計と特性変更に関して無限の可能性を提供するが、設計経路を複雑にする。原子炉用途に関連する時間スケールでの耐照射性とクリープ強度の研究が限られているため、高エントロピー材料のスケールアップが制限される。ナノメートルスケールの材料特性に関するより深い基礎的理解が必要であるため、これらの材料は、第 4 世代または第 V 世代原子炉でのスケールアップの前に、相当な研究開発を受けることになるだろう。基礎材料レベルでの進行中の研究には、粒界での原子レベルの偏析、欠陥移動速度、より長い時間スケールでの耐照射性、および第 3 世代原子炉の構造材料で一般的に使用される標準的なフェライト・マルテンサイト鋼と比較した脆化やその他の材料破壊点のさらなる特性評価の研究が含まれる。[ 62 ]
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