第4世代原子炉

第4世代（Gen IV）原子炉は、第3世代原子炉の後継として想定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択しました。^{[1] [2]}設計は、安全性、持続可能性、効率性、コストの向上を目指しています。世界原子力協会は2015年に、一部の原子炉が2030年までに商業運転に入る可能性があることを示唆しました。^[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年頃の時点で開発中であり、少なくともその時点では「原子力エネルギーの将来の形」を表すことを意図した設計の原子炉技術を指す。^[4]選択された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）、超高温炉（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。モイアとテラーは、開発が遅れている技術である溶融塩炉が、6つのモデルの中で最も高い固有の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動作する。これにより、高温電気分解や硫黄-ヨウ素サイクルが可能になり、水素の効率的な生成とカーボンニュートラル燃料の合成が可能になる。^[2]

世界で稼働中の原子炉の大部分は、第1世代システムの大半が廃止されているため、第2世代および第3世代の原子炉システムと見なされています。中国は、山東省石島湾でペブルベッド型高温ガス冷却炉である第4世代の実証炉であるHTR-PMを稼働させた最初の国です^{[7] [8]}。2023年12月に送電網に接続され、商業運転に入る世界初の第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すると報道されており、2029年までに稼働する予定です。^[12]

第4世代国際フォーラム（GIF）は、その目標を「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...核の安全性、廃棄物、核拡散、および国民の認識に関する懸念に十分対処する」と定めた国際組織です。^[13]第4世代技術の開発を調整しています。^[2]第4世代原子炉の6つのタイプに関する研究を調整し、その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ました。

2021年現在、活動中の加盟国は、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、米国である。非活動加盟国にはアルゼンチンとブラジルがある。^[14]

このフォーラムは、2000年1月に米国エネルギー省（DOE）の原子力局（DOE） ^{[15]によって}「第4世代の原子力システムの実現可能性と性能をテストし、2030年までに産業展開できるようにするために必要な研究を開発することを目指す国際協力の取り組み」として開始されました。2030年までに産業展開を可能にすることを目指して2001年に設立されました。^[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最新版が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テレストリアル・エナジー社が、GIFに加盟した最初の民間企業となった。^[4]

フォーラムの2021年10月の会合において、フォーラムのメンバーは、地域熱利用や産業熱利用、淡水化、大規模水素生産など、原子力熱の非電気利用に関するタスクフォースを設置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タイムラインを導入しました。研究開発は 3 つのフェーズに分かれています。

• 実行可能性: 関連する条件下で基本概念をテストし、すべての「潜在的な技術的障害」を特定して解決します。
• パフォーマンス: プロトタイプの条件下で「エンジニアリング規模のプロセス、現象、材料の機能」を検証および最適化します。
• デモンストレーション：詳細設計を完了してライセンスを取得し、プロトタイプまたはデモンストレーションシステムの構築と運用を実行します。^[19]

2000年にGIFは「各システムの性能段階が完了した後、実証システムの詳細設計と構築には少なくとも6年の歳月と数十億ドルが必要になる」と述べた。^[21] 2013年のロードマップ更新では、性能段階と実証段階は大幅に後回しにされたが、商用化段階の目標は設定されていない。^[19] 2013年のGIFによると、「商用の第4世代システムの導入には少なくとも20年から30年かかるだろう」。^[13]

当初は多くの種類の原子炉が検討されたが、その後、最も有望な技術に焦点を絞ってリストが絞り込まれた。^[3] 3つのシステムは名目上は熱原子炉で、3つは高速原子炉である。超高温原子炉（VHTR）は、潜在的に高品質のプロセス熱を提供できる。高速原子炉は、アクチニドを燃焼させて廃棄物をさらに削減する可能性を提供し、消費するよりも多くの燃料を増殖させることができる。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、物理的防護の面で大きな進歩をもたらす。

熱中性子炉は、低速中性子または熱中性子を使用する原子炉です。中性子減速材は、核分裂によって放出された中性子を減速させ、燃料によって捕捉されやすくするため に使用されます。

超高温炉 (VHTR) は、ヘリウムまたは溶融塩を使用したワンススルー ウラン燃料サイクルを備えたグラファイト減速炉心を使用します。この炉心設計では、出口温度が 1,000°C になることを想定しています。炉心は、角柱ブロックまたはペブル ベッド炉心設計のいずれかになります。高温により、熱化学硫黄ヨウ素サイクルプロセスによるプロセス熱または水素生成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の競争の一環として、アレバの角柱ブロック型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導入する予定である。 ^[22]

2016年1月、X-​​エナジーは米国エネルギー省から原子炉開発を進めるために5年間で最大4000万ドルの助成金を受けた。 ^{[23] [24] [25]} Xe-100は80MWe、つまり「4基パック」で320MWeを発電するPBMRである。 ^[26]

中国政府は2021年から、HTR-10の後継として、実証用高温ペブルベッド炉HTR-PM 200MWを稼働させている。^{[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あり、高温低圧で稼働します。^[27]

溶融塩は、熱水炉、熱外炉、高速炉に使用できます。2005年以降、高速スペクトルMSR（MSFR）に焦点が当てられています。^[28]

その他の設計には、一体型溶融塩炉（IMSR など）や溶融塩化物塩高速炉（MCSFR）などがあります。

初期の熱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 ）に依存しています。流体は、グラファイト減速材を備えた炉心に流入することで臨界に達します。燃料はグラファイトマトリックスに分散される場合があります。これらの設計は、核分裂イベントを引き起こす中性子の平均速度が高いため、熱反応炉よりも熱外反応炉と呼ばれる方が正確です。^[29]

MCSFR ではグラファイト減速材は不要です。十分な量の塩と核分裂性物質を使用して臨界状態を達成します。これにより、より多くの燃料を消費し、短寿命の廃棄物のみを残すことができます。

ほとんどの溶融塩炉設計は、1960年代の溶融塩炉実験（MSRE）から派生したものです。その派生型には、冷却媒体として鉛を使用し、溶融塩燃料（一般的には金属塩化物、例えばプルトニウム（III）塩化物）を使用して、より密閉燃料サイクルの能力を高める概念的な二重流体炉があります。その他の注目すべきアプローチには、従来の原子炉の確立された燃料棒に溶融塩を封入する安定塩炉（SSR）コンセプトがあります。この後者の設計は、2015年にコンサルタント会社Energy Process Developmentによって最も競争力があると判断されました。^{[30] [31]}

開発中のもう一つの設計は、テラパワー社の溶融塩化物高速炉である。このコンセプトは、液体天然ウランと溶融塩化物冷却材を原子炉の炉心内で混合し、大気圧下で非常に高い温度に達する。^[32]

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ある。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炉のみが実行可能と考えられてきた。熱廃棄物燃焼は、使用済み核燃料内のウランの一部をトリウムに置き換えることによって達成された。超ウラン元素(プルトニウムやアメリシウムなど)の純生産率は消費率を下回るため、核拡散の懸念や高速炉に関連するその他の技術的問題がなく、核貯蔵の問題が軽減される。

超臨界水炉（SCWR）^[27]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は熱中性子よりも速いため、熱中性子炉というよりも熱外炉と呼ばれる方が正確です。作動流体として超臨界水を使用します。SCWRは基本的に軽水炉（LWR）であり、直接のワンススルー熱交換サイクルで高圧および高温で動作します。一般的に想定されているように、沸騰水型原子炉（BWR）と同様に直接サイクルで動作します。作動流体として超臨界水（臨界質量と混同しないでください）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型原子炉（PWR）に近くなります。現在のPWRとBWRの両方よりもはるかに高い温度で動作できます。

超臨界水冷却炉 (SCWR) は、高い熱効率(現在の LWR の約 33% に対して約 45%) と大幅な簡素化を実現します。

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炉である LWR と、これも広く使用されている過熱化石燃料燃焼ボイラーという 2 つの実証済みの技術に基づいています。13 か国の 32 の組織がこの概念を調査しています。^{[引用が必要]}

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があり、また非常に高価な高耐久性の圧力容器、パイプ、バルブ、ポンプが必要です。これらの共通の問題は、SCWR の方が高温であるため、本質的により深刻です。

開発中のSCWR設計の1つは、VVER -1700/393（VVER-SCWRまたはVVER-SKD）であり、これは二重入口コアと増殖比0.95を備えたロシアのSCWRである。^[33]

高速炉は、減速せずに核分裂中性子を直接使用します。高速炉は、すべてのアクチニドを「燃焼」または核分裂するように構成でき、十分な時間を与えることで、現在の世界中の熱中性子軽水炉によって生成される使用済み核燃料のアクチニドの割合を大幅に削減し、燃料サイクルを終了します。または、異なる構成にすると、消費するよりも多くのアクチニド燃料を 生成することができます。

ガス冷却高速炉（GFR）^[27]は、高速中性子スペクトルと閉鎖燃料サイクルを特徴としています。原子炉はヘリウム冷却されています。その出口温度は850℃です。これは、超高温炉（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アセンブリまたは角柱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、3 つの第 4 世代原子炉システムに資金を提供しました。

• アレグロ：100MWt_のガス冷却高速炉。中央ヨーロッパまたは東ヨーロッパで計画されている。^[34]中央ヨーロッパのヴィシェグラードグループがこの技術を追求している。^[35]
• GoFastR ： 2013年にドイツ、イギリス、フランスの研究所が、後続の産業規模の設計に関する3年間の共同研究を完了しました。^[36]彼らは、持続可能なVHTRを作ることを目標に、 EUの第7次FWPフレームワークプログラムから資金提供を受けました。 ^[37]

ナトリウム冷却高速炉（SCFR）は1980年代から複数の国で運転されてきました。

ロシアには、ナトリウム冷却高速炉の実験施設として最大のBN-600とBN-800（総出力880MWe）がある。これらの原子力発電所は、 BN-1200（OKBMアフリカントフ第4世代原子炉）の建設に適用される運転経験と技術的ソリューションを提供するために使用されている。 ^[38]これまで運転された最大の原子炉は、1200MW _{eを超えるフランスの}スーパーフェニックス原子炉で、1996年の廃止措置まで正常に運転されていた。インドでは、高速増殖炉試験炉（FBTR）が1985年10月に臨界に達した。2002年9月、FBTRの燃料燃焼効率が初めて10万メガワット日/メートルトンウラン（MWd/MTU）の水準に達した。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る。その経験を生かし、500MWe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9億ドル）の費用で建設されています。何度も延期された後、政府は2020年3月に、この原子炉が2021年12月に稼働する可能性があると報告しました。 ^{[39] PFBRに続いて、}_それぞれ600MWの商用高速増殖炉（CFBR）がさらに6基建設される予定でした。

第4世代SFR ^[27]は、酸化物燃料高速増殖炉と金属燃料一体型高速炉を基盤とするプロジェクトである。その目標は、プルトニウムを増殖させ、超ウラン同位体を除去することでウラン利用の効率を高めることである。原子炉の設計では、高速中性子で稼働する非減速炉心を使用し、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る。原子炉が過熱するとSFR燃料が膨張し、連鎖反応を自動的に減速して受動的に安全になる。^[40]

SFR 原子炉のコンセプトの 1 つは、液体ナトリウムで冷却し、軽水炉の核廃棄物であるウランとプルトニウムの金属合金または使用済み核燃料で燃料を供給するというものです。SFR 燃料は鋼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要素間の空間を満たします。設計上の課題の 1 つは、ナトリウムが水と接触すると爆発的に反応するため、取り扱いのリスクです。冷却剤として水の代わりに液体金属を使用すると、システムは大気圧で動作し、漏れのリスクが軽減されます。

欧州持続可能な原子力産業イニシアティブは、3つの第4世代原子炉システムに資金を提供した。産業実証用先進ナトリウム技術炉（ASTRID）はナトリウム冷却高速炉であったが^[42] 、 2019年8月に中止された。^[43]

Gen IV SFR の前身は数多く存在します。400 MW _t 高速中性子試験施設はハンフォードで 10 年間稼働し、20 MW _e EBR II はアイダホ国立研究所で 30 年以上稼働しましたが、1994 年に閉鎖されました。

GE 日立の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統合高速炉 (IFR) を現代化して商業化したものだ。PRISMの主な目的は、新しい燃料を生成することではなく、他の原子炉の使用済み核燃料を燃やすことである。この設計により、使用済み核燃料に含まれる核分裂性元素の半減期が短縮され、副産物として主に電気が生成される。

鉛冷却高速炉（LFR）^[27]は、高速中性子スペクトル鉛または鉛/ビスマス 共晶（LBE）冷却材と閉燃料サイクルを特徴とする。提案には、燃料交換間隔が長い50～150MW _eの小型炉、300～400MW _eの定格のモジュール式システム、および1,200MW _eの大型モノリシックプラントがある。燃料は、富裕ウランおよび超ウラン元素を含む金属または窒化物ベースである。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℃である。温度が高いため、熱化学プロセスによる水素製造が可能となる。

欧州持続可能な原子力産業イニシアチブは、加速器駆動型亜臨界炉MYRRHAである100MW _t LFRに資金を提供しています。これはベルギーで建設される予定で、2036年までに完成する予定です。ギネヴィアと呼ばれる低出力モデルは2009年3月にモルで始動し^[34]、2012年に運用を開始しました。 ^[44]

開発中の他の2つの鉛冷却高速炉は、ロシアのOKBギドロプレスが設計したモジュール式100MW _eの鉛ビスマス冷却高速中性子炉コンセプトであるSVBR-100と、SVBR-100の後に開発される300MW _eのBREST-OD-300 （鉛冷却高速炉）である。BREST-OD-300は、炉心の周りの核融合炉の肥沃なブランケットを廃止し、核拡散抵抗性を高めるためにナトリウム冷却BN-600原子炉の設計に取って代わる予定である。^[33]準備工事は2020年5月に開始された。^[45]

GEN IVフォーラムは、原子炉の安全性のパラダイムを、原子力事故は起こり得ること、そしてそれを制御すべきであることを受け入れることから、事故の物理的可能性を排除することへと再構築する。能動的および受動的安全システムは、少なくとも第3世代システムと同等の効果があり、最も深刻な事故を物理的に不可能にする。^[46]

第 2 世代から第 3 世代に比べて、第 4 世代原子炉には次のような利点があります。

• 数千年ではなく数世紀にわたって放射能を放出し続ける核廃棄物^[47]
• 同量の核燃料から100～300倍のエネルギー収量^[48]
• カプセル化されていない原燃料（非ペブルMSR、LFTR）を含む、より幅広い燃料範囲。
• 既存の核廃棄物を燃やして電気を生み出す可能性：閉鎖型燃料サイクル。
• 大気圧操作、自動パッシブリアクターシャットダウン、代替冷却剤などの機能により安全性が向上します。

SFR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と関係している。破損が発生した場合、ナトリウムは水と爆発的に反応する。アルゴンはナトリウムの酸化を防ぐために使用される。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る。これは、日本・敦賀のループ型 高速増殖原型炉もんじゅの要因であった。 ^[49]鉛または溶融塩冷却材を使用すると、反応性が低く、凍結温度と周囲圧力が高いため、この問題が緩和される。鉛はナトリウムよりも粘度がはるかに高く、密度がはるかに高く、熱容量が低く、放射性中性子活性化生成物が多い。

複数の概念実証用 Gen IV 設計が構築されています。たとえば、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 Gen IV VHTR設計に類似しており、プール型 EBR-II、フェニックス、BN-600、BN-800原子炉は、提案されているプール型 Gen IV SFR 設計に類似しています。

原子力技術者のデイビッド・ロックバウムは、「新しい原子炉と事故の問題は2つある。シミュレーションでは予測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だ」と警告している。^[50]ある米国研究機関の所長は、「新しい原子炉の製造、建設、運用、保守には急激な学習曲線が伴う。先進技術には事故やミスのリスクが高まる。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。^[50]

• アイダホ国立研究所による、第 4 世代原子炉の開発に関する現在の取り組みを詳述した記事。2014 年 11 月 9 日にWayback Machineにアーカイブされました。
• 第 4 世代国際フォーラム (GIF)
• 米国エネルギー省原子力科学技術局
• 第4世代のプレゼンテーション
• 科学かフィクションか - 核に未来はあるか? (2007 年 11 月) - オーストリア生態学研究所による「第 4 世代」および核融合炉に関する出版物。
• ゲイル・H・マーカス（2011年12月）。「福島原発事故後の原子力発電」。機械工学（ ASME誌） 。 2012年1月23日閲覧。「深刻な原子力発電所事故を受けて、先進的な原子炉設計が新たな注目を集めている。」
• 国際トリウムエネルギー機構 - www.IThEO.org 2016-03-06 にWayback Machineでアーカイブ
• 国際トリウムエネルギー委員会 - iThEC