一体型高速炉

一体型高速炉( IFR ) は、もともと先進 液体金属炉( ALMR ) と呼ばれ、高速中性子を使用し、中性子減速材を使用しない原子炉( 「高速」原子炉)の設計です。IFR はより多くの燃料を増殖でき、原子炉の敷地内で電気精製による再処理を使用する核燃料サイクルによって区別されます。

米国エネルギー省（DOE）は1984年にIFRの設計を開始し、プロトタイプである実験増殖炉IIを建造した。1986年4月3日、2つのテストでIFRコンセプトの安全性が実証された。これらのテストでは、冷却材の流量が失われる事故をシミュレートした。通常のシャットダウン装置が無効になっている場合でも、原子炉はシステムのどこにも過熱することなく安全にシャットダウンした。IFRプロジェクトは、完成の3年前の1994年に米国議会によって中止された。 ^[1]

提案されている第4世代 ナトリウム冷却高速炉（SFR）は、現在最も現存する高速増殖炉の設計に最も近いものです。他の国々も高速炉を設計し、運用しています。

S-PRISM （SuperPRISMから）は、PRISM（Power Reactor Innovative Small Module）とも呼ばれ、 IFRに基づいてGE日立ニュークリア・エナジーが設計した原子力発電所の名称です。 ^[2] 2022年、GE日立ニュークリア・エナジーとテラパワーは、ワイオミング州ケマーラーにナトリウムSFRベースの原子力発電所5基の建設を検討し始めました。この設計には、PRISM原子炉と、溶融塩貯蔵システムを備えたテラパワーのトラベリングウェーブ設計が組み込まれています。^{[3] [4]}

IFR原子炉の研究は、米国エネルギー省の国立研究所システムの一環として、イリノイ州アルゴンヌのアルゴンヌ国立研究所で1984年に始まり、現在はシカゴ大学との契約に基づいて運営されている。

アルゴンヌは以前、アイダホ州アイダホフォールズに「アルゴンヌ ウェスト」という分校を持っていたが、現在はアイダホ国立研究所の一部となっている。かつて分校では、アルゴンヌ ウェストの物理学者が実験用増殖炉 II (EBR-II)と呼ばれるものを建設していた。その間に、アルゴンヌの物理学者が IFR のコンセプトを設計し、EBR-II を IFR に転換することが決定された。アルゴンヌ出身のカナダ人物理学者チャールズ ティルが IFR プロジェクトの責任者で、ユン チャンが副責任者だった。ティルはアイダホに、チャンはイリノイに配属された。

1992年にビル・クリントン大統領が選出され、ヘイゼル・オリアリーがエネルギー長官に任命されると、上層部からIFRを中止するよう圧力がかかった。^[5]ジョン・ケリー上院議員（民主党、マサチューセッツ州）とオリアリーは、この原子炉が核不拡散の取り組みに対する脅威であり、議会によって中止されたクリンチリバー増殖炉プロジェクトの継続であると主張して、原子炉反対を主導した。^[6]

同時に、1994年にエネルギー長官オレアリーはIFRの主任科学者に1万ドルと金メダルを授与し、表彰状にはIFR技術の開発における彼の仕事が「安全性の向上、燃料のより効率的な使用、放射性廃棄物の減少」をもたらしたと記されている。^[7]

IFR反対派は、エネルギー省の原子力安全局による報告書^[8]も提出した。この報告書は、アルゴンヌ元従業員が、安全性とIFRプログラムで行われた研究の質について懸念を表明したことでアルゴンヌから報復を受けたと主張した内容である。この報告書は国際的な注目を集めたが、主要な科学出版物の報道には顕著な違いがあった。英国の科学誌ネイチャーは、その記事に「内部告発者を支持する報告書」というタイトルを付け、IFR研究を評価したエネルギー省の委員会の利益相反についても言及した^{[9] 。対照的に、}サイエンス誌に掲載された記事のタイトルは「アルゴンヌの内部告発者は本当に煙幕を張っていたのか?」だった^{[10] 。}

当時のディック・ダービン下院議員（イリノイ州民主党）とキャロル・モーズリー・ブラウン上院議員（イリノイ州民主党）およびポール・サイモン上院議員（イリノイ州民主党）が原子炉を支持していたにもかかわらず、原子炉への資金は削減され、原子炉の完成よりもコストがかさんで結局 1994 年に中止された。このことがクリントン大統領の注意を引いたとき、彼は「分かっています。これは象徴です」と述べた。^{[引用が必要]}

2001年、第4世代ロードマップの一環として、エネルギー省は、エネルギー省、カリフォルニア大学バークレー校、マサチューセッツ工科大学（MIT）、スタンフォード大学、ANL、ローレンス・リバモア国立研究所、東芝、ウェスティングハウス、デューク大学、EPRI、その他の機関から集まった242名の科学者チームに、27の異なる基準に基づいて19の最も優れた原子炉設計を評価するよう指示した。2002年4月9日に発表された調査では、IFRが第1位にランクされた。^[11]

現在、商業的に稼働している一体型高速炉はない。しかし、プルトニウム備蓄の燃焼炉として稼働する非常に類似した高速炉であるBN-800原子炉は、2014年に商業的に稼働を開始した。^[要出典]

IFR は液体ナトリウムで冷却され、ウランとプルトニウムの合金が燃料として使われます。燃料は鋼鉄の被覆管に収め^られ、燃料と被覆管の間の空間は液体ナトリウムで満たされています。燃料の上部の空間により、燃料要素内の圧力を大幅に上昇させることなくヘリウムと放射性キセノンを安全に収集できます^{[要出典] 。}また、燃料が被覆管を破損することなく膨張できるため、酸化物燃料ではなく金属燃料が実用的になります^{[要出典] 。液体ナトリウム冷却材は、液体金属}鉛に比べて、密度と粘性がはるかに低く (ポンプ輸送コストが削減されます)、一般的な鋼に対して腐食性がなく(溶解により)、放射性中性子活性化副産物を基本的に生成しません。鉛冷却材と比較したナトリウム冷却材の欠点は、ナトリウムが化学的に反応性が高く、特に水や空気と反応しやすいことです。ソ連のアルファ級潜水艦の原子炉冷却材として使用されている鉛とビスマスの共晶合金の代わりに鉛が使用されることがある。

EBR-II では、燃料膨張を可能にするために被覆管内にナトリウムを充填した空隙を備えた金属燃料が実証されています。金属燃料では、パイロプロセスが再処理技術として選択されます。^{[引用が必要]}

金属燃料の製造は、特に遠隔操作条件下では、セラミック（酸化物）燃料よりも簡単で安価です。^[12]

金属燃料は酸化物燃料よりも熱伝導率が高く、熱容量が低いため、安全上の利点がある。^[12]

液体金属冷却材を使用すると、原子炉の周囲に圧力容器を設置する必要がなくなります。ナトリウムは、優れた核特性、高い熱容量と熱伝達能力、低密度、低粘度、適度に低い融点と高い沸点、構造材料や燃料を含む他の材料との優れた適合性を備えています。^[要出典]冷却材の高い熱容量と原子炉コアからの水の除去により、コアの固有の安全性が向上します。^[12]

一次冷却材のすべてをプール内に収容することで、安全性と信頼性の面でいくつかの利点が生まれます。^[12]

再処理は高速炉の利点を最大限に引き出すために不可欠であり、燃料利用率を改善し、放射性廃棄物を数桁削減します。^[12]

現場での処理はIFRを「不可欠な」ものにしている。これと焼成処理の使用はどちらも核拡散のリスクを軽減する。^{[12] [13]}

焼成処理（電解精製装置を使用）は、EBR-II で必要な規模で実用的であることが実証されています。PUREX 水性処理と比較すると、資本コストが経済的ですが、兵器プログラム用に開発された PUREX とは異なり、兵器材料の製造には適していません。^{[引用が必要]}

熱分解処理により金属燃料が燃料として選択される。この2つの決定は相補的である。^[12]

金属燃料、ナトリウム冷却材、プール設計、電解精製によるオンサイト再処理という4つの基本的な決定は相互に補完し、核拡散防止と燃料利用効率に優れた燃料サイクルと、高レベル廃棄物の発生を最小限に抑えながら高いレベルの固有安全性を備えた原子炉を生み出す。これらの決定の実用性は、EBR-IIの長年の運用を通じて実証されている。^[12]

増殖炉（IFRなど）は原理的にはウランやトリウムに含まれるエネルギーのほぼすべてを抽出できるため、従来の貫流型原子炉と比較して燃料要件がほぼ2桁減少します。従来の貫流型原子炉では、採掘されたウランのエネルギーの0.65％未満、燃料として使用される濃縮ウランの5％未満しか抽出されません。これにより、燃料供給や採掘に使用されるエネルギーに関する懸念が大幅に緩和される可能性があります。

今日、より重要なのは、なぜ高速炉が燃料効率が良いのかということです。高速中性子は、すべての超ウラン廃棄物の成分を核分裂または「燃やし尽くす」ことができるからです。超ウラン廃棄物はアクチニド（原子炉級プルトニウムとマイナーアクチニド）で構成されており、その多くは数万年以上存続するため、従来の核廃棄物処理を非常に困難なものにしています。IFRによって生成される放射性核分裂生成物のほとんどは、半減期がはるかに短く、短期的には強力な放射能を発しますが、すぐに崩壊します。多くのサイクルを経て、IFRは最終的にウランと超ウラン元素の99.9％を核分裂させて電力を生成します。したがって、唯一の廃棄物は核分裂生成物です。これらの半減期ははるかに短く、300年後には、その放射能は元のウラン鉱石の放射能を下回ります。^{[14] [15] [信頼できない情報源？ ] [16] [より良い情報源が必要]}第4世代原子炉が第3世代原子力発電所からの廃棄物を利用するように設計されているという事実は、原子力のストーリーを根本的に変える可能性があり、廃棄物管理とエネルギー安全保障の両方の観点から、第3世代と第4世代の原子力発電所の組み合わせが第3世代単独よりも魅力的なエネルギーオプションになる可能性があります。

「一体型」とは、電気化学的焼成処理によるオンサイト再処理を指します。このプロセスでは、使用済み燃料をウラン、プルトニウム同位体およびその他の超ウラン元素、および核分裂生成物の 3 つの部分に分離します。ウランと超ウラン元素は新しい燃料棒にリサイクルされ、核分裂生成物は最終的にガラスと金属のブロックに変換され、より安全に処分されます。超ウラン元素と核分裂生成物の組み合わせは放射能が非常に高いため、燃料棒の移送と再処理作業にはロボットまたは遠隔操作の装置が使用されます。これのもう 1 つの利点は、核分裂性物質が施設から決して出ないため (出たとしても取り扱いが致命的となる)、核分裂性物質の転用による拡散の可能性が大幅に減少することです。

従来の軽水炉（LWR）では、高温でも水を液体に保つために炉心を高圧に維持する必要がある。対照的に、IFRは液体金属冷却炉であるため、炉心はほぼ大気圧で動作することができ、冷却材喪失事故の危険性が大幅に減少する。炉心全体、熱交換器、および一次冷却ポンプは液体ナトリウムまたは鉛のプールに浸されているため、一次冷却材が失われる可能性は極めて低い。冷却材ループは自然対流による冷却を可能にするように設計されており、つまり、電源喪失または予期しない原子炉停止の場合には、一次冷却ポンプが故障したとしても、炉心からの熱で冷却材の循環を維持するのに十分である。

IFR には、従来の LWR と比較して受動的安全性の利点もあります。燃料と被覆管は、温度上昇により膨張すると、より多くの中性子が炉心から逃げることができるように設計されており、その結果、核分裂連鎖反応の速度が低下します。言い換えれば、炉心温度の上昇は、炉心出力を低下させるフィードバック メカニズムとして機能します。この特性は、負の温度反応度係数として知られています。ほとんどの LWR も負の反応度係数を持っていますが、IFR では、この効果は、オペレーターや安全システムからの外部アクションなしで、原子炉が炉心損傷に至るのを防ぐのに十分強力です。これは、プロトタイプの一連の安全性テストで実証されました。国際聴衆のためにテストを実施したエンジニアのピート プランションは、「1986 年に、実際に小型の [20 MWe] プロトタイプの先進高速炉にメルトダウンのチャンスを 2 回与えました。2 回とも丁寧に拒否されました」と冗談を言いました。^[17]

液体ナトリウムは、空気に触れると自然発火し、水に触れると爆発を引き起こす可能性があるため、安全上の問題があります。これは、 1995年に起きたもんじゅ原子力発電所の事故と火災で当てはまりました。蒸気タービンからの水漏れに伴う爆発のリスクを減らすために、IFR設計では（他のナトリウム冷却高速炉と同様に）、原子炉と蒸気タービンの間に中間液体金属冷却ループが組み込まれています。このループの目的は、ナトリウムとタービン水の偶発的な混合に伴う爆発が二次熱交換器に限定され、原子炉自体にリスクをもたらさないことです。代替設計では、一次冷却材としてナトリウムの代わりに鉛を使用します。鉛の欠点は、密度と粘性が高く、ポンプコストが上昇することと、中性子吸収によって放射性放射化生成物が発生することです。一部のロシアの潜水艦原子炉で使用されている鉛ビスマス共沸物は、粘度と密度が低いですが、同じ放射化生成物の問題が発生する可能性があります。

IFR プロジェクトの目標は、プルトニウムを増殖させることでウランの使用効率を高め、超ウラン同位体を施設から持ち出す必要性をなくすことでした。原子炉は高速中性子で稼働する非減速設計で、あらゆる超ウラン同位体を消費できるように設計されました (場合によっては燃料として使用)。

自然界に存在するウランの1%未満から核分裂を誘発し（そしてエネルギーを取り出す）ワンススルー燃料サイクルを備えた現在の軽水炉と比較すると、IFRのような増殖炉は非常に効率的な燃料サイクルを持っています（ウランの99.5%が核分裂を起こします^[要出典]）。^[15]基本的なスキームは、他の冶金プロセスで一般的な方法である焦電分離を使用して、廃棄物から超ウラン元素とアクチニド元素を取り除き、それらを濃縮します。これらの濃縮された燃料は、その後、現場で新しい燃料要素に再形成されます。

利用可能な燃料金属はプルトニウム同位体やすべての核分裂生成物から分離されることはなく、^{[13] [より良い情報源が必要]}、したがって核兵器に使用することは比較的困難である。また、プルトニウムは施設から持ち出す必要がないため、許可なく転用される可能性ははるかに低い。^[18]

半減期の長い超ウラン元素を廃棄物サイクルから除去することのもう一つの重要な利点は、残った廃棄物の危険性がはるかに短期的になることです。アクチニド（再処理されたウラン、プルトニウム、マイナーアクチニド）がリサイクルされた後、残った放射性廃棄物同位体は核分裂生成物（半減期は90年以下（Sm-151）または211,100年（Tc-99 ）以上）と、非燃料原子炉部品からの 放射化生成物です。

一体型高速炉（IFR）は、軽水炉（LWR）よりも廃棄物の排出量がはるかに少なく、他の廃棄物を燃料として利用することもできます。

今日、IFR 型技術を追求する主な論拠は、稼働中の BN-800 原子炉の場合のように、既存の原子炉の廃棄物だけでなく兵器に使用されるプルトニウムからも高速炉の燃料を供給できるため、既存の核廃棄物問題に対する最善の解決策となるという点です。劣化ウラン廃棄物も高速炉の燃料として使用できます。

IFR原子炉の廃棄物は、半減期が短い（つまり、すぐに崩壊して比較的安全になる）か、半減期が長い（つまり、放射能がわずかしかない）かのいずれかです。生成される2種類のIFR廃棄物のどちらにも、プルトニウムやその他のアクチニドは含まれていません。焼成処理のため、真の廃棄物/核分裂生成物の総量は、同じ出力の軽水炉で生成される使用済み燃料の量の20分の1であり、すべて使用できない廃棄物であると見なされることがよくあります。核分裂生成物の70％は安定しているか、半減期が1年未満です。核分裂生成物の6%を占めるテクネチウム99とヨウ素129は半減期が非常に長いが、原子炉内で中性子吸収によって半減期が非常に短い同位体（15.46秒と12.36時間）に変換され、実質的に破壊される（詳細については、 「長寿命核分裂生成物」を参照）。核分裂生成物の残り5%を占めるジルコニウム93は、原理的には燃料ピン被覆管にリサイクルすることができ、放射性であることは問題にならない。超ウラン廃棄物（TRU）（軽水炉でウラン238が低速熱中性子を捕獲したが核分裂しなかったときに生成される同位体）を除くと、TRU燃料を再処理した後に残るすべての高レベル廃棄物/核分裂生成物は、 200～400年以内は天然ウラン（グラム単位での比較）よりも放射毒性が低く（シーベルトで）、その後も減少し続けます。 ^{[20] [21] [15] [信頼できない情報源？ ] [16] [より良い情報源が必要]}

燃料を敷地内で再​​処理するということは、軽水炉の使用済み燃料に比べて、発電所から出る高レベル放射性廃棄物の量がごくわずかであることを意味する。^{[注 1]実際、米国では、ほとんどの使用済み軽水炉燃料は、再処理や}地層処分場への設置のために輸送されるのではなく、原子炉敷地内に保管されたままになっている。再処理で生じる少量の高レベル廃棄物は、原子炉敷地内にしばらく留まることができるが、中半減期核分裂生成物（MLFP）から非常に放射能を帯びているため、乾式貯蔵容器などで安全に保管する必要がある。使用開始から最初の数十年間、MLFPが崩壊して熱発生レベルが低下するまで、地層処分場の容量は、量ではなく熱発生によって制約される。このため、早期の処分場設置が制限される。中間炉からのMLFPの崩壊熱発生は、あらゆる種類の核分裂炉と単位電力あたりでほぼ同じである。

原子炉の廃棄物からプルトニウムを完全に除去できる可能性は、現在他のほとんどの原子炉の使用済み核燃料について存在する懸念、すなわち、使用済み燃料貯蔵庫が将来プルトニウム鉱山として使用される可能性があるという懸念を軽減する。 ^[22]また、この計画によって放射能毒性が100万倍も低減されるにもかかわらず、^[注2]放射能の寿命に関する懸念は残っている。

[一部の人々は]、地下水浸出などのシナリオで最も懸念される核分裂生成物核種の一部は、実際には放射性アクチニドよりも半減期が長いため、アクチニドの除去は地層処分場への処分にほとんど大きな利点をもたらさないと考えている。テクネチウム99、ヨウ素129、セシウム135などの半減期が213,000年から1570万年である放射性核分裂生成物が残っている場合、すべてのアクチニドを除去したとしても、廃棄物に関する懸念は数百年後にはなくなることはない。^[22]

しかし、これらの懸念は、そのような物質を不溶性のシンロックに保管する計画を考慮しておらず、医療用X線、宇宙線、または天然放射性岩石（花崗岩など）などの自然源からの危険性と比較して危険性を測定していない。 ^{[要出典]さらに、放射性核分裂生成物の一部は}核変換のターゲットになっており、これらの比較的低い懸念さえも覆している。たとえば、IFRの正のボイド係数は、コアにテクネチウムを追加することで許容レベルまで下げることができ、その過程で長寿命の核分裂生成物テクネチウム99を核変換によって破壊するのに役立つ可能性がある。^[23]

従来の軽水炉では採掘されたウランのエネルギーの0.65%未満、濃縮ウランのエネルギーの5%未満しか使用しないのに対し、IFRではウラン燃料に含まれるエネルギーのほぼすべてを使用します。

IFR と LWR はどちらも運転中にCO2_を排出しません。ただし、建設と燃料処理によって CO2_が排出され (化石燃料などのカーボン ニュートラルでないエネルギー源を使用する場合)、建設プロセスでは CO2_を排出するセメントが使用されます。

2012年にイェール大学が原子力発電所からの_CO2 ライフサイクルアセスメント（LCA）排出量を分析した調査では、次のことが判明した。^[24]

総合的なLCA文献によれば、原子力発電によるライフサイクルGHG [温室効果ガス]排出量は従来の化石資源のほんの一部に過ぎず、再生可能技術に匹敵します。

この論文は主に第2世代原子炉のデータを扱っており、現在建設中の第3世代原子炉の2050年までのCO2排出量_は分析していないが、開発中の原子炉技術のLCAの調査結果を要約している。

理論上の FBR [高速増殖炉] は LCA 文献で評価されています。この潜在的な将来の技術を評価する限られた文献では、ライフサイクル温室効果ガス排出量の中央値は LWR [軽水炉]と同等かそれ以下であり、ウラン鉱石をほとんどまたはまったく消費しないと報告されています。

高速炉燃料は、少なくとも 20% の核分裂性物質を含まなければなりません。これは、軽水炉で使用される低濃縮ウランよりも高い値です。核分裂性物質には、軽水炉の使用済み燃料、廃止された核兵器、またはその他の発生源からの高濃縮ウランまたはプルトニウムが最初に含まれることがあります。原子炉の運転中、原子炉は親物質から核分裂性物質をさらに生成します。最大でウランから約 5%、トリウムから 1% 多く生成されます。

高速炉燃料の親物質には、劣化ウラン（主にウラン238）、天然ウラン、トリウム、または従来の軽水炉の使用済み燃料から再処理されたウランがあり、 ^{[15]プルトニウム}の非核分裂性同位体やマイナーアクチニド同位体も含まれる。再処理中にアクチニドが廃棄物に漏れないと仮定すると、1GWeのIFR型原子炉は年間約1トンの親物質を消費し、約1トンの核分裂生成物を生成する。

IFR 燃料サイクルの熱処理(この場合は電気精錬)による再処理では、 PUREXプロセスが設計されているように、核分裂生成物の放射能のない純粋なプルトニウムを生成する必要はありません。IFR 燃料サイクルでの再処理の目的は、中性子毒である核分裂生成物のレベルを下げることだけであり、これらを完全に除去する必要はありません。電気精錬された使用済み燃料は放射能が非常に高いですが、新しい燃料は LWR 燃料ペレットのように精密に製造する必要がなく、単に鋳造できるため、遠隔製造を使用でき、作業員の被ばくを減らすことができます。

他の高速炉と同様に、ブランケットに使用する材料を変更することで、IFR は増殖型から自給型、バーナー型までの範囲で運転できます。増殖モード (U-238 ブランケットを使用) では、原子炉は消費する量よりも多くの核分裂性物質を生成します。これは、他のプラントを起動するための核分裂性物質を供給するのに役立ちます。U-238 ブランケットの代わりに鋼鉄反射体を使用すると、原子炉は純粋なバーナーモードで動作し、核分裂性物質を純分生成しません。結局のところ、原子炉は核分裂性物質と親物質を消費し、損失のない再処理を想定すると、アクチニドは生成せず、核分裂生成物と放射化生成物のみを生成します。余剰兵器用プルトニウムと LWR 使用済み燃料プルトニウムの在庫が十分でない場合、必要な核分裂性物質の量が高速炉の広範な導入を制限する要因になる可能性があります。高速炉の導入率を最大化するために、高速炉を最大増殖モードで運転することができます。

濃縮ウランの現在のコストは、大規模な焼成処理および電気精錬装置の予想コストや二次冷却ループの建設コストに比べて低いため、熱中性子炉の予想される運転寿命にわたる燃料コストの上昇は、資本コストの増加によって相殺されます。（現在、米国では、原子力廃棄物政策法に基づき、電力会社は高レベル放射性廃棄物の処分に対して、1キロワット時あたり10分の1セントという一律料金を政府に支払っています。この料金が廃棄物の寿命に基づいていれば、閉鎖型燃料サイクルはより経済的に競争力を持つ可能性があります。計画されているユッカマウンテンの地質学的貯蔵庫が進まないため、この基金は長年にわたって集められ、現在、廃棄物の危険性の軽減という政府が実現していないことに対して250億ドルが政府の玄関口に積み上がっています。^[30]）

焼成処理と電解精製を用いた核燃料の再処理はまだ商業規模では実証されていないため、大規模なIFR型プラントへの投資は従来のLWRよりも財務リスクが高くなる可能性があります。

IFR は、熱伝導率のよい金属合金燃料 (ウラン、プルトニウム、ジルコニウム) を使用します。これは、熱伝導率が低く、燃料ペレットの中心部で高温になる LWR (および一部の高速増殖炉) で使用されるウラン酸化物とは異なります。また、IFR では、核分裂性物質が親物質で 5 倍以下に希釈されるため、燃料の容積も小さくなります (LWR 燃料の場合は約 30 倍)。IFR の炉心は、運転中に炉心容積あたりの熱除去が LWR の炉心よりも多く必要ですが、その一方で、停止後には、拡散したままで除去する必要のある閉じ込められた熱ははるかに少なくなります。ただし、短寿命の核分裂生成物とアクチニドからの崩壊熱発生は、どちらの場合も同程度であり、最初は高いレベルから始まり、停止後の経過時間とともに減少します。プール構成の大量の液体ナトリウム一次冷却材は、燃料の溶融温度に達することなく崩壊熱を吸収するように設計されています。一次ナトリウムポンプはフライホイール付きで設計されているため、電源が切断されるとゆっくりと惰性で停止します（90秒）。この惰性停止により、停止時の炉心冷却がさらに促進されます。一次冷却ループが何らかの理由で突然停止したり、制御棒が突然取り外されたりすると、EBR-Iで偶然実証されたように、金属燃料が溶融する可能性があります。しかし、溶融した燃料は鋼鉄燃料被覆管を上方に押し出され、活性炉心領域から外に出て、原子炉は永久に停止し、それ以上の核分裂熱の発生や燃料の溶融は起こりません。^[32]金属燃料では、被覆管は破損せず、極端な過渡状態であっても放射能は放出されません。

IFRの出力レベルの自動制御は主に燃料の熱膨張に依存しており、これによりより多くの中性子が逃げ出し、連鎖反応が弱まる。軽水炉は燃料の熱膨張の影響は少ない（炉心の大部分が中性子減速材であるため）が、ドップラー広がり（高速中性子ではなく熱中性子と熱外中性子に作用する）による強い負のフィードバックと、水減速材/冷却材の沸騰による負のボイド係数がある。密度の低い蒸気は燃料に戻る中性子の数が少なく、熱化も少ないため、核分裂を誘発するよりもウラン238に捕獲される可能性が高くなる。しかし、テクネチウムを炉心に添加することで、IFRの正のボイド係数を許容レベルまで下げることができ、その過程で核変換によって長寿命の核分裂生成物であるテクネチウム99を破壊するのに役立つ。^[23]

IFRは、スクラムなしでの流量喪失と、スクラムなしでのヒートシンク喪失の両方に耐えることができます。原子炉の受動的な停止に加えて、一次冷却材システムで発生する対流により、燃料の損傷（炉心溶融）が防止されます。これらの機能はEBR-IIで実証されました。^[1]究極の目標は、いかなる状況でも放射能が放出されないことです。

ナトリウムの可燃性は、オペレーターにとって危険です。ナトリウムは空気中で容易に燃え、水に触れると自然発火します。原子炉とタービンの間に中間冷却ループを使用することで、原子炉コアでのナトリウム火災のリスクを最小限に抑えます。

中性子の照射により、ナトリウム 24が生成されます。これは非常に放射性が高く、2.7 MeVの高エネルギーガンマ線を放出し、その後ベータ崩壊してマグネシウム 24を形成します。半減期はわずか 15 時間であるため、この同位体は長期的な危険ではありません。ただし、ナトリウム 24 が存在するため、原子炉とタービンの間に中間冷却ループを使用する必要があります。

IFRと軽水炉（LWR）はどちらも原子炉級プルトニウムを生産するが、高燃焼度でも核兵器に使用可能な状態のままである^[33]。しかし、IFR燃料サイクルには、使用済みLWR燃料の現在のPUREXリサイクルよりも拡散を困難にする設計上の特徴がいくつかある。第一に、より高い燃焼度で稼働する可能性があるため、非核分裂性だが核分裂性の高い同位体であるプルトニウム238、プルトニウム240、プルトニウム242の相対的な存在量が増加する可能性がある。^[34]

PUREX再処理とは異なり、IFRの使用済み燃料の電解再処理では、純粋なプルトニウムは分離されない。代わりに、マイナーアクチニドといくつかの希土類核分裂生成物と混合されたままになるため、そこから直接爆弾を作る理論的な可能性はかなり疑わしい。^{[13] [より適切な情報源が必要]}フランスで現在一般的に行われているように、ラ・アーグからその分散した軽水炉の原子力発電所まで、大規模な集中再処理工場から他の場所の原子炉に輸送されるのではなく、IFRの乾式処理燃料は、許可されていない転用に対してはるかに耐性がある。^{[18 ] [より適切な情報源が必要] IFR内の}プルトニウム同位体の混合物を含む物質は、原子炉サイトにとどまり、実質的にその場で燃焼される。^{[18] [より適切な情報源が必要]}あるいは、増殖炉として運転される場合、乾式処理燃料の一部は原子炉（または他の場所にある他の原子炉）で消費される可能性がある。しかし、従来の水性再処理の場合と同様に、乾式処理された燃料からすべてのプルトニウム同位体を化学的に抽出することは依然として可能です。実際、元の使用済み燃料から抽出するよりも、リサイクル製品から抽出する方がはるかに簡単です。ただし、別の従来のリサイクル核燃料であるMOXと比較すると、IFRリサイクル燃料にはより多くの核分裂生成物が含まれており、燃焼度が高いため、MOXよりも核拡散抵抗性の高いPu-240であるため、それを行うことは依然として困難です。

IFRの使用済み燃料からアクチニド（プルトニウムを含む）を除去して燃焼させることの利点は、使用済み燃料（または、兵器に使用可能なプルトニウム同位体の濃度を含む可能性がある従来の（したがって比較的燃焼度の低い）使用済み燃料）を地層処分場または乾式貯蔵容器に放置することに対する懸念がなくなることである。将来、兵器製造の目的で採掘される可能性がある。^[22]

原子炉級プルトニウムには、高い自発核分裂率を持つプルトニウム同位体が含まれており、これらの厄介な同位体の比率は（兵器製造の観点から）燃料が長時間燃焼するにつれて増加するだけなので^{（説明が必要）}、高燃焼の使用済み燃料から実質的な威力を持つ核分裂核兵器を製造することは、（従来の）中程度に燃焼した軽水炉の使用済み燃料から製造するよりもかなり困難です。

したがって、IFR システムでは、多くの基準で拡散リスクが大幅に軽減されますが、完全に排除されるわけではありません。先進液体金属原子炉 (ALMR) リサイクル燃料からのプルトニウムは、他の高度に燃焼した使用済み核燃料源から得られるプルトニウムと同様の同位体組成を持ちます。このため、この物質は兵器製造には魅力的ではありませんが、それでも、それほど高度ではない兵器や核融合促進に使用できます。

1962年、米国政府は当時定義された「原子炉級プルトニウム」を使用して核兵器を爆発させたが、最近の分類では、低燃焼度のマグノックス原子炉で生成される典型的な燃料級プルトニウムと見なされるようになった。^{[35] [36]}

増殖炉の燃料で生成されるプルトニウムは、他の原子炉で生成されるプルトニウムよりもプルトニウム240の同位体の割合が一般的に高く、特にファットマンのような第一世代の核兵器設計では、兵器としての使用には魅力が低い。これにより、本質的に核拡散抵抗性が得られる。しかし、増殖中に炉心を囲むウランブランケットを使用すると、ブランケットで生成されるプルトニウムは通常、Pu-239の品質が高く、Pu-240の含有量が非常に少ないため、兵器としての使用に非常に魅力的である。^[37]

IFR をバーナーではなく増殖炉として運用すると、拡散の可能性があります。

ALMR/IFRコンセプトの将来に関する最近の提案の中には、概念上のPRISM（原子炉）やロシアで稼働中の（2014年）BN-800原子炉など、プルトニウムを変換して不可逆的に使い切る能力に重点を置いたものがあるが、IFRの開発者は「IFRがプルトニウムの純生産者として構成できることに異論はない」と認めている。^[38] 使用済み燃料を処理する代わりに、ALMRシステムを使用して、電気精製装置で照射された増殖性（増殖）物質を再処理した場合（つまり、増殖U-238のブランケットを使用した場合）、結果として得られるプルトニウムは、核兵器製造にほぼ理想的な同位体組成を持つ優れた物質となるだろう。^[39]

IFR の商用バージョンであるS-PRISM は、工場で製造して現場に輸送することができます。この小型モジュール設計 (311 MWe モジュール) によりコストが削減され、さまざまな規模 (311 MWe および任意の整数倍) の原子力発電所を経済的に建設できます。

ライフサイクル全体を考慮したコスト評価では、高速炉は、現在世界で最も広く使用されている原子炉である水減速水冷却炉よりも高価になることはないことが示されています。^[40]

比較的低速で低エネルギー (熱) 中性子を使用する原子炉とは異なり、高速中性子炉では、中性子を減速またはブロックしない (軽水炉の水のように)原子炉冷却材が必要であり、これにより、核分裂性はあるが核分裂しないアクチニド同位体を核分裂させるのに十分なエネルギーが得られます。また、炉心はコンパクトで、中性子減速材の含有量が可能な限り少なくなければなりません。金属ナトリウム冷却材は、多くの点で、この目的に最も魅力的な特性の組み合わせを備えています。中性子減速材ではないことに加えて、望ましい物理的特性には次のものがあります。

• 融点が低い
• 蒸気圧が低い
• 高い沸点
• 優れた熱伝導性
• 低粘度
• 軽量
• 熱および放射線安定性

液体ナトリウムを使用することによる追加の利点は次のとおりです。

• 豊富で低コストの材料
• 塩素で洗浄すると無毒な食塩が生成される
• コアに使用される他の材料と互換性があるため（ステンレス鋼と反応したり溶解したりしない）、特別な腐食防止対策は必要ありません。
• ポンプ出力が低い（軽量で低粘度のため）
• 酸素と水のない環境を維持することで、他のコンポーネントを腐食から保護します（微量のナトリウムと反応して、酸化ナトリウムまたは水酸化ナトリウムと水素が生成されます）。
• 軽量（低密度）により、地震慣性イベント（地震）に対する耐性が向上します。

ナトリウムの使用における重大な欠点は、多量の空気（酸素）が存在すると極めて火災の危険性が高く、水と自然発火するため、ナトリウムの漏洩や浸水が危険になることである。これは、 1995年のもんじゅ原子力発電所の事故と火災で起こったケースである。水との反応により、爆発する可能性のある水素が発生する。ナトリウムの活性化生成物（同位体）²⁴ Naは、崩壊時に危険なエネルギー光子を放出する（ただし、半減期はわずか15時間）。原子炉の設計では、 ²⁴ Naを原子炉プールに保持し、二次ナトリウムループを使用して熱を運び出して発電するが、これにより建設と保守のコストが増加する。^[41]

• ガス冷却高速炉
• 第4世代原子炉
• 鉛冷却高速炉
• 溶融塩炉
• 進行波型リアクター

• トム・ブリーズ（2008年）。『地球のための処方箋：エネルギーと環境の危機に対する痛みのない治療法』 BookSurge Publishing。ISBN 978-1-4196-5582-1。
• 米国議会、技術評価局（1994 年 5 月）。先進液体金属原子炉の技術的選択肢（PDF）。米国政府印刷局。ISBN 978-1-4289-2068-2。
• Charles E. Till、Yoon Il Chang (2011)。豊富なエネルギー: 統合高速炉の物語: 単純な原子炉技術の複雑な歴史、非専門家向けに科学的根拠に重点を置いた内容。CreateSpace。ISBN 978-1-4663-8460-6。
• ウィリアム E. ハンナム、ジェラルド E. マーシュ、ジョージ S. スタンフォード (2005 年 12 月)。「核廃棄物のより賢明な利用」。サイエンティフィック・アメリカン。
• 地球の修復、セオドア・B・テイラーとチャールズ・C・ハンプストーン、166ページ、ハーパー＆ロウ（1973年）ISBN 978-0060142315 
• 持続可能なエネルギー - 誇張のない、デイビッド・J・C・マッケイ、384ページ、UITケンブリッジ（2009年）ISBN 978-0954452933 
• 2081: 人類の未来への希望的展望、ジェラルド・K・オニール、284ページ、サイモン＆シュスター（1981年） ISBN 978-0671242572 
• 第二次原子力時代: 原子力発電の新たなスタート、アルビン・M・ワインバーグ他、460 ページ、Praeger Publishers (1985) ISBN 978-0275901837 
• トリウム燃料サイクル - 潜在的な利点と課題、IAEA、105 ページ (2005) ISBN 978-9201034052 
• 核の必然性：迫りくるエネルギー危機の批判的考察（大統領のための物理学）、ジェフ・アーケンス、212 ページ、Springer（2010 年）ISBN 978-9048186662 

• アルゴンヌ国立研究所の統合高速炉
• 以前カリフォルニア大学バークレー校がホストしていた IFR に関するサイトからのアーカイブ資料:
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  • (アーカイブ) 原子炉が廃棄物を燃料として燃やす核リサイクル実験
• インテグラル高速炉：安全で豊富な、汚染のない電力源、George S. Stanford 博士著
• ティル博士との最前線インタビュー。
• トム・ブリーズとジョージ・スタンフォードによるIFR Q&A
• トム・ブリーズ著『Integral Fast Reactors』、第2部／全3回 - IFRに関する著者トム・ブリーズ氏へのインタビュー
• 地球温暖化におけるIFRの役割