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インドの3段階原子力発電計画は、著名な物理学者ホミ・バーバが1950年代に策定したもので、南インド沿岸部のモナザイト砂に含まれるウランとトリウムの埋蔵量を利用して、同国の長期的なエネルギー自立を確保することを目的としていた。この計画の最終的な焦点は、インドのトリウム埋蔵量を同国のエネルギー需要を満たすために活用できるようにすることである。[1] [2]トリウムはインドにとって特に魅力的である。なぜなら、インドは世界のウラン埋蔵量 の約1～2%しか持っていないが、世界のトリウム埋蔵量で最大規模の1つであり、世界で知られているトリウム埋蔵量の約25%を保有しているからである。[3] [4] [5] [6]しかし、トリウムは増殖を必要とするため、燃料としてウランよりも使用が難しく、世界のウラン価格は増殖の費用対効果が低いほど低いままである。[7]
インドは2002年から2006年まで毎年、最も近い競争相手と比べてトリウムに関する論文を約2倍発表した。[8] インドの原子力当局は、国内の経済的に抽出可能なトリウム埋蔵量のみを使用して、少なくとも4世紀にわたって500GWeの生産が可能であると見積もっている。[9]
最初の高速増殖炉原型炉は度々延期されており[10]、現在は2022年10月までに稼働する予定となっている[11]。またインドはロシア、カザフスタン、フランス、ウズベキスタンから数千トンのウランを輸入し続けている。[12] 2005年の印米原子力協定とNSG免除により、インドの民生用原子力計画の30年以上に及ぶ国際的孤立が終結し、三段階の原子力発電計画を成功させるためのこれまで未開拓だった多くの代替案が生まれた。[13]
起源と根拠
ホーミ・バーバは、インドの限られたウラン資源を利用して原子力エネルギーを開発する方法として、3段階の原子力計画を考案した。 [14] [15] [16]トリウム自体は核分裂性物質 ではないため、核分裂してエネルギーを生成することはできない。代わりに、他の核分裂性物質を燃料とする原子炉でウラン233に変換する必要がある。最初の2段階、天然ウラン燃料の重水炉とプルトニウム燃料の高速増殖炉は、インドの限られたウラン資源から十分な核分裂性物質を生成し、その膨大なトリウム埋蔵量を第3段階の熱増殖炉で完全に利用できるようにすることを目的としています。[17]
バーバは3段階アプローチの根拠を次のように要約した。[18]
インドにおけるトリウムの総埋蔵量は、容易に抽出可能な形で 50 万トンを超えているが、ウランの既知の埋蔵量はその 10 分の 1 未満である。したがって、インドの長期原子力発電計画の目的は、原子力発電をできるだけ早くウランではなくトリウムに基づくものにすることである必要がある…天然ウランに基づく第 1 世代の原子力発電所は、原子力発電計画を開始するためにのみ使用できる…第 1 世代の発電所で生産されたプルトニウムは、電力を生産し、トリウムを U-233 に変換するか、劣化ウランを増殖利得のあるプルトニウムに変換するように設計された第 2 世代の発電所で使用できる…第 2 世代の発電所は、発電の過程で燃焼するよりも多くの U-233 を生成する第 3 世代の増殖発電所への中間段階と見なすことができる。
1954年11月、バーバはインドの初代首相ジャワハルラール・ネルー も出席した「平和目的の原子力開発」会議で、国家開発のための3段階計画を発表した。 [19] 4年後の1958年、インド政府は正式に3段階計画を採用した。[20] インドのエネルギー資源基盤は、以下の表に示すオーダーの総電力出力を生み出すことができると推定された。[21] [ 22] [23] インド政府は、トリウムがインド国民に長期的に電力を供給できる資源であることを認識した。[24]
燃料備蓄と研究能力
IAEAが発行した報告書によると、インドのウラン埋蔵量は限られており、約54,636トンの「合理的に確実な資源」、25,245トンの「推定追加資源」、15,488トンの「未発見の従来型資源」、および17,000トンの「投機的資源」で構成されている。NPCILによると、これらの埋蔵量は約40年間で約10GWeを生成するのに十分な量にすぎない。[27] 2011年7月、ハイデラバード近郊のカダパ地区にあるトゥンマラパレ鉱山で行われた4年間の採掘調査で、確認された埋蔵量は49,000トンで、150,000トンまで増加する可能性があると報告された。[28]これは、その地域の以前の推定15,000トンから増加した。[29]
インドは世界のウラン埋蔵量の約1～2％しか持っていないが、トリウムの埋蔵量はもっと多く、IAEAと米国地質調査所によると、世界の埋蔵量の約12～33％である。[30] [31] [32] [33]いくつかの詳細な独立した研究によると、インドのトリウム埋蔵量は世界のトリウム埋蔵量全体の30％である。[3] [4] [5] [6]インドのウラン生産は、鉱石不足ではなく、政府の投資決定によって制約されている。[34]
2011年8月にインド議会で発表された公式推計によると、インドは963,000トンのThO 2から846,477トンのトリウムを得ることができる。ThO 2 は、他の重金属とともに海岸や川砂に産出する1,070万トンのモナザイトから得られる。インド産モナザイトには約9～10%のThO 2が含まれる。[2]この846,477トンという数字は、IAEAと米国地質調査所が以前にインドについてそれぞれ319,000トンと290,000～650,000トンと推定していた数字と一致する。800,000トンという数字は他の情報源からも得られている。[35]
2012年3月21日、同国の議会ではさらに、「重鉱物の鉱床は約100か所あるが、現時点で採掘可能と確認されているのは、モナザイト約400万トンを含む17か所のみである。採掘可能な埋蔵量は、確認されている採掘可能資源の約70%である。したがって、約225,000トンのトリウム金属が原子力発電プログラムに利用可能である」と明確にされた。[36]
インドはトリウムをベースとした研究のリーダーである。[37] [14]また、トリウム燃料の使用に関する限り、インドは群を抜いて最も熱心な国であり、トリウムに関する中性子物理学の研究をこれほど多く行っている国は他にはない。[38]インドは、2002年から2006年までの各年において、トリウムに関する論文数を最も近い競争相手の約2倍発表した。 [8] バーバ原子力研究センター（BARC）は、1982年から2004年の間に、世界中のすべての研究機関の中でトリウム分野で最も多くの論文を発表した。この同じ期間、インドはトリウムに関する研究成果において米国に次ぐ総合第2位である。[39]アメリカのロスアラモス国立研究所の元所長（1986-1997年）であるジークフリート・ヘッカーによると、「インドは世界で最も技術的に野心的で革新的な原子力エネルギー計画を持っています。インドの原子力実験施設の規模と機能性はロシアに匹敵し、米国に残っているものよりはるかに優れています。」[14]
しかし、従来のウラン燃料原子炉は運転コストがはるかに安いため[13]、インドは海外から大量のウランを輸入しています。また、2011年3月には、アーンドラプラデーシュ州のカダパ盆地南部のトゥンマラパレベルトで大規模なウラン鉱床が発見されました。
ステージ I – 加圧重水炉
プログラムの第一段階では、天然ウランを燃料とする加圧重水炉（PHWR）が電力を生産すると同時に、副産物としてプルトニウム239を生成する。PHWRはウラン利用の点で最も効率的な原子炉設計であり、1960年代の既存のインドインフラによりPHWR技術を迅速に採用できたため、第一段階の実施には当然の選択であった。 [40] インドは、重水製造施設（PHWRに必要）の方がウラン濃縮施設（LWRに必要）よりも建設が容易であると正しく計算した。[41] 天然ウランには、核分裂性同位体ウラン235がわずか0.7％しか含まれていない。残りの99.3％の大部分は、核分裂性ではないが原子炉内で核分裂性同位体プルトニウム239に変換できるウラン238である。重水（酸化重水素、D 2 O）は減速材および冷却材として使用されます。[42]プログラム開始以来、インドはカナダから供給された元のCANDU原子炉から派生したIPHWRシリーズの下で、順次大型化されるPHWRシリーズを開発してきました。IPHWRシリーズは、220MWe、540MWe、700MWeの容量の3つの設計で構成され、それぞれIPHWR-220、IPHWR-540、IPHWR-700の名称で呼ばれています。
インドのウラン埋蔵量は合計420GWe年の発電能力があるが、インド政府は既存の発電所が生涯ウラン供給を受けられるようにするため、自国のウラン埋蔵量のみを燃料とするPHWRの数を制限した。米国のアナリストは、この制限を13GWをわずかに超える容量と計算している。[43] 他のいくつかの情報源は、インド国内の既知の天然ウラン埋蔵量では、自国燃料のPHWRで建設できる容量は約10GWに過ぎないと推定している。[44] [45] [46] [47] 3段階計画では、この制限を第一段階の上限として明示的に組み込んでおり、これを超えるPHWRの建設は計画されていない。[48]
インドの既存の原子力発電基盤のほぼすべて（4780MW）は、タラプルの2基の沸騰水型原子炉（BWR）ユニットを除き、IPHWRシリーズの第1段階PHWRで構成されている。 [49] [50]カイガ発電所 の設備容量は現在880MWで、4基の220MWe IPHWR-220原子炉で構成されており、タラプル（1400MW）（2基のBWR Mark-1、2基のIPHWR-540）、ラワットバタ（1180MW）（2基のCANDU、2基のIPHWR-220）に次いで3番目に大きい。[50] 残りの3つの発電所、カクラパル[51]、カルパッカム[52]、ナロラ[53]にはいずれも220MWeのユニットが2基あり、それぞれ440MWを送電網に貢献している。カクラパール[51] [54] とラワットバタ[55]に建設中の700MWeのユニット2基（IPHWR-700 ）と、バンスワラ[56]に計画されているユニット1基 もプログラムの第1段階に含まれ、合計でさらに4200MWが追加される。これらの追加により、第1段階のPHWRからの総発電容量は、3段階の発電プログラムで求められている10GWの総計画容量に近づくことになる。[48] [49]
PHWRの資本コストは1MWあたり6千万～7千万ルピー（120万～140万ドル）の範囲で、[57]設計上のプラント寿命は40年です。建設に必要な時間は時間の経過とともに短縮され、現在では約5年です。稼働中のプラントの料金は、原子炉の寿命に応じて1ユニットあたり1.75～2.80ルピーの範囲です。[58] 2007～2008年の平均料金は2.28ルピーでした。
インドはまた、アリハント級潜水艦計画から派生したより効率的な加圧水型原子炉技術に基づく原子炉の設計に取り組んでおり、現在配備されているIPHWRシリーズの加圧水型原子炉を補完する900MWe IPWR-900原子炉プラットフォームを開発している。[59] [60] [61]
ステージ II – 高速増殖炉
第2段階では、高速増殖炉（FBR）は、第1段階の使用済み燃料を再処理して回収したプルトニウム239と天然ウランから作られた混合酸化物（MOX）燃料を使用します。FBRでは、プルトニウム239が核分裂してエネルギーを生成し、混合酸化物燃料に含まれるウラン238が追加のプルトニウム239に変換されます。したがって、第2段階のFBRは、消費するよりも多くの燃料を「増殖」するように設計されている。プルトニウム239の在庫が蓄積されると、トリウムを原子炉のブランケット材料として導入し、第3段階で使用するためにウラン233に変換することができます。[17]
各高速炉で生成された余剰プルトニウムは、同様の原子炉をさらに建設するために使用することができ、それによってインドの民生用原子力発電能力が、トリウムを燃料とする第3段階原子炉が稼働できるようになるまで増加する可能性がある。これは、原子力発電能力が50GWに達した時点で可能になると予測されている。[62] [63] [64] ワンススルー燃料サイクルで29EJのエネルギーを生み出す第1段階PHWRのウランは、高速増殖炉での複数サイクルを通じて65〜128倍のエネルギーを生み出すことができる。[65]
インド初の高速増殖炉であるプロトタイプ高速増殖炉（PFBR）の設計は、インディラ・ガンディー原子力研究センター（IGCAR）によって行われた。インド原子力庁（DAE）傘下の公営企業であるBharatiya Nabhikiya Vidyut Nigam Ltd（Bhavini）が、インドでの高速増殖炉の建設を任されている。[46] [62]カルパッカムのこのPFBR の建設は2012年に完了する予定だった。[66] [67]まだ完了していない。稼働開始日は、以前の2019年から2022年10月に延期された。[68] [11]
倍増時間
倍加時間とは、増殖炉に投入された核分裂性燃料の量の2倍を出力として取り出すのに必要な時間を指す。[a] この指標は、バーバ計画の第2段階から第3段階への移行中に避けられない時間を理解するために重要である。なぜなら、第3段階の大規模な展開には、十分に大きな核分裂性貯蔵量を構築することが不可欠だからである。バーバは1958年にトリウムの役割に関する論文で、Th-U233サイクルでU-233を増殖させる倍加時間を5～6年と想定した。この推定値は、当時は予測できなかった技術的な困難のため、現在では70年に修正されている。このような挫折にもかかわらず、DAEの科学者が行った出版物によると、倍加時間の短い適切な技術を選択することで、高速増殖炉の核分裂性物質の倍加時間を約10年に短縮できる。[21]
米国エネルギー省向けに作成された別の報告書では、酸化物燃料の倍増時間は22年、炭化物燃料は13年、金属燃料は10年であると示唆している。[69]
ステージ III – トリウムベースの原子炉
ステージIII原子炉または先進原子力発電システムには、トリウム232とウラン233を燃料とする一連の自立型原子炉が含まれる。これは熱増殖炉であり、原理的には最初の燃料充填後、天然トリウムのみを使用して燃料補給できる。3段階計画によると、インドの原子力エネルギーは国産ウランを燃料とするPHWRを通じて約10GWまで成長し、それ以上の成長はFBRによって約50GWまで賄われる必要がある。[b] 3段階目は、この容量が達成された後にのみ展開される。[63]
2010年8月19日と2012年3月21日の2回にわたるインド議会の質疑応答で示された回答によると、大規模なトリウムの導入は「倍増時間の短い高速増殖炉の商業運転開始から30～40年後」にのみ期待できるとのことである。[70] [36] インド国内のトリウム埋蔵量の完全な利用は2050年以降まで行われない可能性が高い。[71]
並行アプローチ
3段階プログラムでトリウムを直接利用できるようになるまでには長い時間がかかることから、インドは順次行われる3段階プログラムと並行して、トリウムをより直接的に利用できる原子炉設計を検討している。[72] 検討中の3つの選択肢は、インド加速器駆動システム（IADS）、[73] 改良型重水炉（AHWR）、小型高温原子炉である。[74] [63] [75]最近のいくつかの報告書に基づくと、 溶融塩原子炉も検討中である可能性があり、開発中である。[76] [77] [63] [78] [79]
改良型重水炉 (AHWR)
選択肢のうち、 AHWRの設計は配備の準備が整っている。AHWRは300MWe垂直圧力管型、沸騰軽水冷却重水減速炉で、ウラン233-トリウムMOXとプルトニウム-トリウムMOXを使用する。[80] トリウムから65%の電力を生成すると予想されており、濃縮ウランやウラン-プルトニウムMOXなど、他の燃料タイプをフルコアで受け入れるように構成することもできる。[81] 2007年には、プルトニウム-トリウムコアの組み合わせでそのようなAHWRを建設する計画があった。[82]このAHWR設計は、原子力規制委員会（AERB） による独立した認可前設計安全性レビューに送られ、その結果は満足のいくものであると判断された。[83] AHWRでは、第3段の広範な展開に不可欠な燃料増強にはほとんど効果が期待できず、蓄積された核分裂性物質への影響はマイナスになる可能性さえある。[21]
建設に採用されるAHWR設計は、20％の低濃縮ウラン（LEU）と80％のトリウムを燃料とする。[84] [85] このAHWR設計用の低濃縮ウラン（LEU）は、世界市場で容易に入手可能である。[86] 2011年11月現在、6か月以内に敷地が特定され、建設が開始される予定である。規制および環境上の理由で許可を得るにはさらに18か月かかる。建設には6年かかると見込まれている。[87]すべてが計画通りに進めば、AHWRは2020年までにインドで稼働する可能性がある。[88] 2017年8月時点で、AHWRの場所はまだ発表されていない。[89]
アクセラレータ駆動システム
インド原子力省と米国のフェルミ国立加速器研究所は、独自の初の加速器駆動システムを設計している。発電用の加速器駆動システムを構築した国はまだない。原子力委員会の元委員長アニル・カコドカル博士は、これを巨大科学プロジェクトであり、人類にとって「必需品」と呼んだ。[90] [91]
インド溶融塩増殖炉 (IMSBR)
インド溶融塩増殖炉（IMSBR）が開発中である。[79]インド溶融塩増殖炉（IMSBR）の概念設計に関する研究が開始された。[92]
インドと米国の核協定とのつながり
インドのウラン埋蔵量は全体的に十分であったにもかかわらず、2000年代後半にはインドの発電所はフル稼働に必要な量のウランを入手できなかった。これは主に、1990年代初頭の財政緊縮政策の結果、ウラン採掘と精錬能力への投資が不十分だったためである。[93] その時期に米国議会のために行われたある調査では、「インドの現在の燃料事情は、インド政府が核兵器計画と計画されている民生用核計画の両方に十分な燃料を生産できないことを意味している」という結論に達している。[94] 独立した調査でもほぼ同じ結論に達しており、「インドの現在のウラン生産量は年間300トン未満で、民生用と軍事用の核燃料の需要の3分の2を満たすのが精々である」という。[95] 取引交渉中のこのウラン不足は、両当事者によって一時的な異常事態であり、インドのウラン精錬インフラへの必要な投資で解決できると理解されていた。[48] [96]
インド側からの取引推進要因
2020年までに原子力発電で21GWを達成した後、さらなる成長には輸入ウランが必要になると推定されている。これは、第3段階の展開には第1段階と第2段階を通じて50GWがすでに確立されている必要があるため、問題である。[97] [64] 輸入ウランが利用可能になった場合、インド原子力庁（DAE）は、インドは2032年までに70GW、2052年までに275GWに到達できると推定している。このようなシナリオでは、高速増殖炉の導入に続いて第3段階が稼働し、原子力発電容量が530GWに増加する可能性がある。[97] 2020年までに原子力発電が約21GWで停滞すると推定されているのは、増殖炉の短い「倍増時間」でさえ10〜15年程度と非常に遅いためである可能性が高い。[9] 国内のウラン資源のみを使用して3段階の計画を実施することは実現可能ですが、実現には数十年かかります。国外からの核分裂性物質の輸入は、計画を大幅に加速させるでしょう。[21] [98] [99] [100]
研究データによれば、U238-Puサイクルは倍増時間が最も短く、その技術の核分裂性物質の年間複合成長率は、高速増殖炉の運転特性についていくつかの基本的な仮定を行った上で、次のように計算されています。
インドの発電能力は、2006 年までの 25 年間で年間 5.9% 増加した。インド経済が 2006 年から 2032 年の次の 25 年間に 8～9% 成長するためには、総発電能力を年間 6～7% 増加させる必要がある。[101] 核分裂性物質の増加率がこの目標を満たしていないため、核分裂性物質を入手するための代替アプローチを検討する必要がある。この結論は、将来の技術的進歩とはほとんど無関係であり、3 段階アプローチの最終的な実施を補完するものである。必要な核分裂性物質を入手する最良の方法はウラン輸入であることが判明したが、これは米国と NSG によるインドの核孤立を終わらせなければ不可能であった。[21]
米国のアナリスト、アシュリー・J・テリスは、インドと米国の原子力協定は、主に国際原子力コミュニティからの孤立を終わらせることで、インドが他の場合よりも民生用原子力プログラムに関してはるかに多くのオプションにアクセスできるようになるため、インドにとって魅力的であると主張している。これらのオプションには、最新技術へのアクセス、より経済的な高出力原子炉へのアクセス、原子炉建設のための世界的な資金調達へのアクセス、国産の小型原子炉サイズのPHWRの輸出能力、[44]インドの研究コミュニティへのより良い情報の流れなどが含まれます。最後に、この協定は、少なくとも成功または失敗への依存性という点では、3段階プログラムから比較的独立した2つのオプションもインドに提供します。最初のオプションは、ウランの世界的な供給が続く限り、インドは第1段階の原子炉にとどまることを選択できるというものです。これのプラス面は、3段階プログラムの実施における短期的な遅延や失敗によるリスクをカバーできることです。マイナス面は、これはトリウムの開発によるエネルギー自立という根本的な目的に反するオプションです[100]。[13]
2つ目の選択肢、そしておそらくより興味深い選択肢は、インドが、高温ガス冷却炉、溶融塩炉、またはさまざまな加速器駆動システムなどの適切に選択された並行アプローチを通じて、より困難な計画の第2段階をスキップして、トリウム炉の第3段階にアクセスすることを選択できることです。[102]
連携に関する利害関係者の見解
インドの評論家らがこの機会を歓迎したのは、インドが核戦線における国際的孤立を終わらせ、核兵器国としての事実上の承認をある程度得ることができると見て取れたからである。[103] また、インドはウランを入手することができ、3段階計画の成功の可能性を高めることができる。[98] [104] また、「最低限の信頼できる核抑止力」を構築する努力も。[105] 輸入原子炉で生産される電力は、インドの既存の原子力発電コストより50%高くなると推定された。しかし、これは取引のより大きな文脈の中では些細な点とみなされた。[41] 米国上院外交委員会の公聴会で、ニコラス・バーンズ政治担当次官は「インドはこれを両国間の新たなパートナーシップの発展における中心課題とした」と準備した発言で述べた。[106]インド政府は米印原子力協定の 交渉と実行を進め、それが2008年にインドへの国際ウラン輸入に対するNSG免除への道を開いた。 [107]
ある外国人アナリストによると、この取引は「時間が経つにつれて、インドが高速炉と先進的な高温高圧水炉を含む3段階の原子力計画から離脱する結果になる可能性がある。これは、インドがオーストラリアを含む比較的安価な天然ウランの供給を確保できたと確信した場合に起こるだろう。もちろん、インドの原子力当局内ではまだ誰もその可能性を認めていないだろう」[108]。
当時の原子力委員会委員長アニル・カコドカルは、インド国内の高速増殖炉計画を国際保障措置の対象外とする穏健な立場を公表し、「長期的には、インド国内のウランおよびトリウム鉱山から得られる核燃料資源から得られるエネルギーが、常に原子力計画の大部分を占めるべきだ」と述べ、「我々の戦略は、三段階の原子力発電計画を開発できるという完全性と自立性を維持できるものでなければならない。我々はそれを妥協することはできない」とまで述べた。[109] 輸入原子炉の使用済み燃料からプルトニウムを再処理する能力を求めるインドの科学者の要求は（カコドカルの防御的立場を超える）、最終合意で完全に満たされたようだ。[110] [111]
インド政府の公式見解によれば、インド独自の3段階原子力発電計画は米印原子力協定の影響を受けない。[112]「完全な自治権は保持されている」。[42] 右派、左派両政党とも議会でこの協定に反対した。左派は協定によってインドが米国の利益に従属するようになることを懸念し、右派は核実験のさらなる制限になると感じた。[41]
インド国防当局内の見解によれば、この協定は「実質的に、インドの高出力核兵器の実地試験と実証能力を、トリウム燃料をベースとしたインドの三段階核燃料サイクルが成熟して主流の発電生産となり、NSG諸国からの輸入核燃料への依存がなくなるか、世界的な核実験モラトリアムが解消されるまで（約20年）制限することになる」という。[113]
インドの原子力エネルギー予測
3段階計画に基づき、楽観的な発展期間を前提として、原子力に関して長年にわたり大胆な予測がなされてきた。
バーバは、1980年までに国内の原子力発電は8,000MWになるだろうと発表した。年が経つにつれ、これらの予測は増加していった。1962年までに、原子力発電は1987年までに20,000～25,000MWになると予測され、1969年までに原子力委員会は2000年までに43,500MWの原子力発電能力を持つだろうと予測した。これはすべて、国内で原子力発電が1基も生産される前の話である。現実はまったく異なっていた。1979～80年の設備容量は約600MW、1987年には約950MW、2000年には2720MWだった。[114]
2007年、50年にわたる政府の持続的かつ寛大な財政支援の結果、原子力発電の容量はわずか3,310MWとなり、インドの総発電容量の3%未満となった。[114]
インドの統合エネルギー政策では、2031～32年までにさまざまなシナリオで一次エネルギーミックス全体に占める原子力発電の割合が4～6.4%になると予測している。原子力エネルギー庁（DAE）の調査では、原子力発電の割合は2032年までに約8.6%、2052年までに16.6%になると予測されている。DAEが推定した2020年以降の原子力発電の可能容量は表に示されている。[115] 2032年までに予想される63GWは、16基の国産加圧重水炉（PHWR）を設置することで達成され、そのうち10基は再処理ウランをベースにする。63GWのうち、約40GWはNSG免除後に可能になった輸入軽水炉（LWR）によって生成される。[116]
インドのマンモハン・シン首相は2009年、3段階のプログラムをうまく管理すれば、2050年までに最大470GWの電力を発電できると述べた。「これにより化石燃料への依存が大幅に減少し、気候変動と闘う世界的な取り組みに大きく貢献するだろう」と彼は述べたと伝えられている。[32] [117]計画によると、2050年のインドの電力の30％はトリウムベースの原子炉で発電される。[118]インドの核科学者は、経済的に抽出可能なトリウム埋蔵量だけで、少なくとも4世紀にわたって500GWeの電力を生産できると見積もっている。[9]
トリウムエネルギー予測
インド原子力委員会の委員長、スリクマール・バネルジー氏によると、高速増殖炉の導入がなければ[119]、現在利用可能なウラン埋蔵量546万9000トンで2025年までに570GWeを支えることができる。確認済みおよび未発見のウラン埋蔵量1600万トンがオンライン化されれば、電力供給は今世紀末まで延長できる。エネルギー源としてのトリウムとインド独自の3段階計画のさらなる研究を呼びかけながら、同氏は「世界は常に奇跡が起こると感じていた。残念ながら、過去40年間、いかなる奇跡も見ていない。我々が目覚めなければ、人類は今世紀以降も存続できないだろう」と述べた[120]。
参照
- 原子力およびエネルギー関連
- 大量破壊兵器
脚注
- ^ 分析の目的で、「倍加時間」は 3 つの異なる方法で定義できます。原子炉倍加時間 (RDT) は原子炉内で発生する倍加時間、システム倍加時間 (SDT) は原子炉外で発生するすべての燃料損失を考慮した倍加時間、複合システム倍加時間 (CSDT) は核分裂性物質の純増加が他の原子炉の起動に速やかに使用されるという事実を考慮した倍加時間です (Tongia & Arunachalam 1997)。
- ^ 3段階計画の初期のバージョンでは、トリウムの導入が行われる前に、PHWRで15GWeを、PHWRから再処理されたプルトニウムを燃料とするFBRで25GWeを生成することが求められていました。(Subramanian 1998)
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