高温ガス冷却炉

高温ガス冷却炉（HTGR）は、ウラン燃料とグラファイト減速を使用して非常に高い炉心出力温度を生成するガス冷却原子炉の一種です。 ^[1]既存のHTGR原子炉はすべてヘリウム冷却材を使用しています。原子炉の炉心は、「角柱ブロック」（従来の原子炉の炉心を彷彿とさせる）または「ペブルベッド」炉心のいずれかになります。中国華能グループは現在、中国山東省で250MWのHTGR発電所であるHTR-PMを運営しています。

HTGR 原子炉の高温運転温度により、熱化学硫黄ヨウ素サイクルによるプロセス熱や水素製造などの用途が可能になる可能性があります。HGTR の開発案として、第 4 世代の超高温炉(VHTR) があり、当初は 750 ～ 950 °C の温度で稼働する予定です。

歴史

高温ガス冷却炉を発電に使用するという案は、1944年にシカゴ大学冶金研究所化学部門の副所長だったファリントン・ダニエルズによって提案された。ダニエルズは当初、ベリリウム減速材を使用する原子炉を構想していた。この高温設計案の開発は、クリントン研究所（現在はオークリッジ国立研究所として知られている）の発電パイル部門で1947年まで続けられた。 ^[2]ドイツのルドルフ・シュルテン教授も1950年代に開発に携わった。ピーター・フォーテスキューはゼネラル・アトミックスに在籍中、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。^[3]

米国のピーチボトム1号炉は、1966年から1974年まで技術実証機として稼働し、電力を生産した最初の高温ガス炉であり、非常に成功した。フォートセントヴレイン発電所は、 1979年から1989年まで高温ガス炉として稼働したこの設計の一例である。この原子炉はいくつかの問題に悩まされ、経済的理由により廃止されたが、米国における高温ガス炉のコンセプトの証明となった（ただし、それ以降、米国では新しい商用高温ガス炉は開発されていない）。^[4]^{[検証に失敗した]}

実験用HTGRは英国（ドラゴン原子炉）とドイツ（AVR原子炉とTHTR-300）にも存在しており、現在は日本（出力30MWの角柱燃料を使用する高温工学試験炉）と中国（発電能力10MWのペブルベッド設計のHTR-10）に存在している_。 2021年現在、_中国ではそれぞれ100MWの発電能力を持つ2基の本格的なペブルベッドHTGR、HTR-PM原子炉が稼働している^。[5]

原子炉の設計

中性子減速材

中性子減速材はグラファイトですが、原子炉の炉心がグラファイト角柱ブロックで構成されるかグラファイト小石で構成されるかは、HTGR の設計によって異なります。

核燃料

HTGR で使用される燃料は、 TRISO ^[6]^[7]^[8]^[9]燃料粒子などの被覆燃料粒子です。被覆燃料粒子には燃料核があり、通常は二酸化ウランでできていますが、炭化ウランやオキシ炭化ウランも使用できます。オキシ炭化ウランは炭化ウランと二酸化ウランを結合して酸素の化学量論比を減らします。酸素が減ると、粒子内の多孔質炭素層の酸化により一酸化炭素が形成され、TRISO 粒子内の内部圧力が低下する可能性があります。^{[10] TRISO 粒子は、ペブルベッド設計のためにペブル内に分散されるか、コンパクト/ロッドに成形されてから六角形のグラファイトブロックに挿入されます。}アルゴンヌ国立研究所で考案されたQUADRISO 燃料^[11]コンセプトは、過剰な反応性をうまく管理するために使用されています。

冷却剤

ヘリウムはこれまですべてのHTGRで使用されている冷却材です。ヘリウムは不活性ガスであるため、通常はいかなる物質とも化学反応を起こしません。^[12]さらに、ヘリウムを中性子線にさらしても、他のほとんどの冷却材とは異なり、放射性になることはありません。 ^[13]

コントロール

角柱型設計では、制御棒は炉心を構成するグラファイトブロックに開けられた穴に挿入されます。VHTR は、ペブルベッド炉心を使用する場合、現在のPBMR設計と同様に制御され、制御棒は周囲のグラファイト反射体に挿入されます。中性子吸収材を含むペブルを追加することでも制御できます。

安全機能とその他の利点

この設計は、ヘリウム冷却、グラファイト減速炉心の固有の安全特性を、特定の設計最適化により利用している。グラファイトは熱慣性が大きく、ヘリウム冷却材は単相で不活性であり、反応性の影響はない。炉心はグラファイトで構成されており、高温でも高い熱容量と構造安定性を備えている。燃料はウランオキシカーバイドでコーティングされており、高燃焼度（200 GWd/tに近づく）を可能にし、核分裂生成物を保持する。VHTRの炉心出口温度は平均で高く（1,000 °C）、高品質のプロセス熱を排出物なしで生成できる。原子炉は60年間の運転を想定して設計されている。^[14]

HTGR炉のリスト

建設された原子炉

2011年現在、合計7基のHTGR原子炉が建設され、運転されている。^{[15]さらに2基のHTGR原子炉が、2021/22年に中国の}HTR-PMサイトで稼働を開始した。

さらに、1969年から1971年にかけて、ロスアラモス国立研究所によって3MWの超高温炉実験（UHTREX）が稼働し、高温ガス冷却炉の技術開発が行われた。^[17] UHTREXでは、HTGR炉とは異なり、ヘリウム冷却材が核燃料と直接接触し、1300℃を超える温度に達した。

提案されたデザイン

ペブルベッドモジュール型原子炉（1994年） -南アフリカのケーバーグ原子力発電所向けに提案された原子炉
ガスタービンモジュール式ヘリウム原子炉（1997年） - ガスタービン電力変換を備えた原子炉の提案
次世代原子力発電所（2005年） - 提案されている第4世代の超高温原子炉
X-energy (2016) – 第4世代ペブルベッド炉の開発者
U-Battery (2020) – 超小型モジュール型原子炉の設計プロジェクト。2023年に中止予定。

参考文献

^ エバンス・D・キッチャー（2020年8月26日）。「白書：高温ガス冷却炉の処分オプション」（PDF）。アイダホ国立研究所。高温ガス冷却炉（HTGR）は、ウラン燃料、黒鉛減速、ガス冷却の原子炉設計概念であり、非常に高い炉心出口温度を生成できます。
^ McCullough, C. Rodgers; スタッフ、動力杭部門 (1947 年 9 月 15 日)。「高温ガス冷却動力杭の設計と開発に関する概要レポート」。オークリッジ、テネシー州、米国: クリントン研究所(現オークリッジ国立研究所)。doi : 10.2172/4359623。OSTI 4359623。 {{cite journal}}:ジャーナルを引用するには|journal=(ヘルプ)が必要です
^ 「ピーター・フォーテスキュー氏、102歳で死去」。
^ IAEA HTGR ナレッジベース
^ 「実証用HTR PMが送電網接続の準備を整える：新原子力 - 世界原子力ニュース」world-nuclear-news.org。
^ Alameri, Saeed A.、Mohammad Alrwashdeh。「プリズマティックコア先進高温炉におけるIFBAコーティングTRISO燃料粒子の予備的3次元中性子解析。」Annals of Nuclear Energy 163（2021）：108551。
^ Alrwashdeh, Mohammad、Saeed A. Alameri。「超高温炉における IFBA コーティング TRISO 燃料粒子の 2 次元フルコア解析」国際原子力工学会議、第 83761 巻、p. V001T05A014。アメリカ機械学会、2020 年
^ Alrwashdeh, Mohammad, Saeed A. Alameri、Ahmed K. Alkaabi。「均質化二重不均質法を用いた角柱コア先進高温炉燃料の予備研究。」核科学と工学194、第2号（2020）：163-167。
^ Alrwashdeh, Mohammad, Saeed A. Alamaeri, Ahmed K. Alkaabi、および Mohamed Ali。「反応性等価物理変換法を使用した TRISO 燃料の均質化」Transactions 121、第 1 号 (2019): 1521-1522。
^ オーランダー、D. (2009)。「核燃料の現在と未来」。核物質ジャーナル。389 (1): 1-22。Bibcode :2009JNuM..389....1O。土井：10.1016/j.jnucmat.2009.01.297。
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^ Lipper, HW (1969)、「ヘリウム冷却材を使用した高温ガス冷却原子炉」、1968 年のヘリウムシンポジウム議事録: ヘリウムの 100 年、米国、p. 117、これらのプラントのうち、AVR、ピーチボトム、フォートセントヴレインの 3 つは実際の発電所であり、ドラゴンと UHTREX の 2 つは主に高温ガス冷却原子炉の技術開発に使用されている実験プラントです。

外部リンク

アイダホ国立研究所 VHTR ファクトシート
「VHTR プレゼンテーション」(PDF)。2009 年 2 月 25 日時点のオリジナル(PDF)からアーカイブ。2005 年11 月 24 日に閲覧。（2002年から）
第4世代国際フォーラムVHTRウェブサイト
「INL VHTRワークショップ概要」(PDF) 。 2007年11月29日時点のオリジナル(PDF)からアーカイブ。 2005年12月21日閲覧。
「欧州VHTR研究開発プログラム：RAPHAEL」。2012年7月22日時点のオリジナルよりアーカイブ。 2015年7月1日閲覧。
ペブルベッド型改良型高温炉 (PB-AHTR) 2010 年 10 月 6 日にWayback Machineにアーカイブされました
IAEA HTGR ナレッジベース
ORNL NGNP ページ
LS-VHTRのINL熱水力解析
2014年のIFNECのスライド（ArevaのSC-HTGRについて）：[1] 2016年3月4日にWayback Machineにアーカイブ
原子力エネルギー局は2014年4月にIAEAに報告した。[2]

[1] エバンス・D・キッチャー（2020年8月26日）。「白書：高温ガス冷却炉の処分オプション」（PDF）。アイダホ国立研究所。高温ガス冷却炉（HTGR）は、ウラン燃料、黒鉛減速、ガス冷却の原子炉設計概念であり、非常に高い炉心出口温度を生成できます。

[CLL-HTGCPP-2] McCullough, C. Rodgers; スタッフ、動力杭部門 (1947 年 9 月 15 日)。「高温ガス冷却動力杭の設計と開発に関する概要レポート」。オークリッジ、テネシー州、米国: クリントン研究所(現オークリッジ国立研究所)。doi : 10.2172/4359623。OSTI 4359623。 {{cite journal}}:ジャーナルを引用するには|journal=(ヘルプ)が必要です

[3] 「ピーター・フォーテスキュー氏、102歳で死去」。

[4] IAEA HTGR ナレッジベース

[5] 「実証用HTR PMが送電網接続の準備を整える：新原子力 - 世界原子力ニュース」world-nuclear-news.org。

[6] Alameri, Saeed A.、Mohammad Alrwashdeh。「プリズマティックコア先進高温炉におけるIFBAコーティングTRISO燃料粒子の予備的3次元中性子解析。」Annals of Nuclear Energy 163（2021）：108551。

[7] Alrwashdeh, Mohammad、Saeed A. Alameri。「超高温炉における IFBA コーティング TRISO 燃料粒子の 2 次元フルコア解析」国際原子力工学会議、第 83761 巻、p. V001T05A014。アメリカ機械学会、2020 年

[8] Alrwashdeh, Mohammad, Saeed A. Alameri、Ahmed K. Alkaabi。「均質化二重不均質法を用いた角柱コア先進高温炉燃料の予備研究。」核科学と工学194、第2号（2020）：163-167。

[9] Alrwashdeh, Mohammad, Saeed A. Alamaeri, Ahmed K. Alkaabi、および Mohamed Ali。「反応性等価物理変換法を使用した TRISO 燃料の均質化」Transactions 121、第 1 号 (2019): 1521-1522。

[10] オーランダー、D. (2009)。「核燃料の現在と未来」。核物質ジャーナル。389 (1): 1-22。Bibcode :2009JNuM..389....1O。土井：10.1016/j.jnucmat.2009.01.297。

[11] ^ Talamo , Alberto (2010). 「QUADRISO粒子の新しい概念。パートII：過剰反応性制御への利用」。原子力工学と設計。240 （7）：1919–1927。doi ：10.1016/ j.nucengdes.2010.03.025。

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[InistHe-13] 「マルチチャネル、ヘリウム冷却、多孔質金属ダイバータモジュールの熱性能と流動不安定性」。Inist。2000年。2012年1月30日時点のオリジナルよりアーカイブ。2009年5月8日閲覧。

[14] ttp://www.uxc.com/smr/Library/Design%20Specific/HTR-PM/Papers/2006%20-%20Design%20aspects%20of%20the%20Chinese%20modular%20HTR-PM.pdf 489 ページ、表 2。引用: 設計運用寿命 (年) 60

[inl-15] JM Beck、LF Pincock (2011 年 4 月)。「高温ガス冷却炉の教訓は次世代原子力発電所に応用可能」(PDF)。アイダホ国立研究所。これまでに 7 つの HTGR プラントが建設され、稼働している。

[16] ttps://aris.iaea.org/PDF/HTR-PM.pdf ^{[ベアURL PDF ]}

[17] Lipper, HW (1969)、「ヘリウム冷却材を使用した高温ガス冷却原子炉」、1968 年のヘリウムシンポジウム議事録: ヘリウムの 100 年、米国、p. 117、これらのプラントのうち、AVR、ピーチボトム、フォートセントヴレインの 3 つは実際の発電所であり、ドラゴンと UHTREX の 2 つは主に高温ガス冷却原子炉の技術開発に使用されている実験プラントです。