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一体型高速炉（IFR）は、元々は先進液体金属炉（ALMR）と呼ばれていたもので、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）の設計である。IFRはより多くの燃料を増殖させることができ、原子炉敷地内での電気精製による再処理を利用する核燃料サイクルによって区別される。IFRはナトリウム冷却高速炉（SFR）であり、現存する最も近い高速増殖炉は第4世代原子炉の一種である。
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回の試験でIFRコンセプトの安全性が実証された。これらの試験では、冷却材の流れが途絶える事故を想定した。通常の停止装置が無効になっているにもかかわらず、原子炉はシステム内のどこにも過熱することなく安全に停止した。IFRプロジェクトは、完成の3年前である1994年に米国議会によって中止された。[ 1 ]
S-PRISM （SuperPRISMの略）は、PRISM（power reactor innovative small module）とも呼ばれ、 GE Vernova Hitachi Nuclear EnergyがIFRに基づいて設計した原子力発電所の名前です。 [ 2 ] 2022年、GE Vernova Hitachi Nuclear EnergyとTerraPowerは、ワイオミング州ケメラーにNatrium SFRベースの原子力発電所5基を建設する検討を開始しました。この設計には、PRISM原子炉とTerraPowerの溶融塩貯蔵システムを備えた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、1984年にイリノイ州アルゴンヌにあるアルゴンヌ国立研究所で、米国エネルギー省の国立研究所システムの一部として開始され、現在はシカゴ大学との契約に基づいて運営されている。
アルゴンヌ国立研究所は以前、アイダホ州アイダホフォールズに「アルゴンヌ・ウェスト」という名の分所キャンパスを有しており、現在はアイダホ国立研究所の一部となっている。かつて、この分所キャンパスで、アルゴンヌ・ウェストの物理学者たちは、実験増殖炉II （EBR-II）として知られる炉を建設した。その間、アルゴンヌの物理学者たちはIFR（中間増殖炉）の構想を設計し、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あり、ユン・チャンが副責任者であった。ティルはアイダホに、チャンはイリノイ州に勤務していた。チャンは後にアルゴンヌの所長代理を務めた。
IFRの概念については、『Plentiful Energy: The Story of the Integral Fast Reactor』[ 5 ]で詳しく説明されています。
1992年にビル・クリントンが大統領に選出され、ヘイゼル・オリアリーがエネルギー長官に任命されると、IFR計画を中止するよう上層部から圧力がかかった。[ 6 ]ジョン・ケリー上院議員（マサチューセッツ州選出、民主党）とオリアリーは、原子炉が核不拡散の取り組みを脅かし、議会によって中止されたクリンチ・リバー高速増殖炉計画の継続であると主張し、原子炉反対運動を主導した。 [ 7 ]チャールズ・ティルは、クリントン大統領の科学顧問であるフランク・N・フォン・ヒッペルに、研究計画を中止して原子炉を破壊する方が、計画を完了して原子炉を休止させるよりも費用がかかると伝えたところ、フォン・ヒッペルは「分かっている。これは象徴だ。なくさなければならない」と答えたと語っている。
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功績が「安全性の向上、燃料のより効率的な使用、放射性廃棄物の削減」をもたらしたと記されていた。[ 8 ]
IFR反対派は、DOEの原子力安全局による報告書[ 9 ]も提示した。この報告書は、アルゴンヌ国立研究所の元職員が、IFRプログラムで行われた研究の安全性と質について懸念を表明したことで、アルゴンヌ国立研究所から報復を受けたと主張した件に関するものである。この報告書は国際的な注目を集めたが、主要な科学誌による報道には顕著な違いが見られた。英国の科学誌『ネイチャー』は、記事のタイトルを「内部告発者を支持する報告書」とし、IFR研究を評価したDOEの委員会の利益相反についても言及した[ 10 ] 。一方、『サイエンス』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を吹いていたのか？」であった[ 11 ] 。
2001年、第4世代ロードマップの一環として、DOEはDOE、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、ウェスチングハウス、デューク大学、EPRI、その他の機関から集まった242人の科学者チームに、27の異なる基準に基づいて19の最良の原子炉設計を評価するよう依頼した。2002年4月9日に発表された彼らの調査では、IFRが1位にランクされた。[ 12 ]
現在、商業運転中の一体型高速炉はありません。しかし、プルトニウム備蓄の燃焼炉として運用されている非常に類似した高速炉であるBN-800原子炉は、2016年に商業運転を開始しました。[ 13 ]
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を燃料としています。燃料は鋼製被覆管に収められ、燃料と被覆管の間の空間には液体ナトリウムが充填されています。燃料の上部に空隙があるため、燃料要素内部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回収でき、また、被覆管を破ることなく燃料が膨張できるため、酸化物燃料ではなく金属燃料が実用的になります。液体ナトリウム冷却材の利点は、液体金属鉛と比較して、密度と粘度がはるかに低く（ポンプコストが削減される）、一般的な鋼材に対して腐食性（溶解による）がなく、放射性中性子活性化副生成物を実質的に生成しないことです。ナトリウム冷却材の欠点は、鉛冷却材と比較して、ナトリウムが化学的に反応性があり、特に水や空気と反応することです。鉛は、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使用できます。
EBR-IIでは、燃料膨張を可能にするために被覆管内部にナトリウム充填空隙を有する金属燃料が実証されている。乾式再処理は主に金属燃料の再処理に使用される。[ 14 ] [ 15 ]
金属燃料の製造は、特に遠隔地での取り扱い条件下において、セラミック（酸化物）燃料よりも容易かつ安価である。[ 16 ]
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、安全面で有利である。[ 16 ]
液体金属冷却材の使用により、原子炉の周囲に圧力容器を設ける必要がなくなります。ナトリウムは、優れた核特性、高い比熱容量と熱伝達能力、低密度、低粘度、比較的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。[ 17 ]冷却材の高い比熱容量と原子炉炉心からの水の排除により、炉心の固有の安全性が向上します。[ 16 ]
一次冷却材をすべてプールに収容することで、安全性と信頼性に関していくつかの利点が得られます。[ 16 ]
再処理は、高速炉の利点のほとんどを実現するために不可欠であり、燃料利用効率を向上させ、放射性廃棄物を数桁削減する。[ 16 ]
オンサイトでの処理がIFRを「一体型」にしている。これとパイロプロセッシングの使用はどちらも拡散リスクを低減する。[ 16 ] [ 18 ]
EBR-IIでは、電気精錬装置を用いた乾式処理が、必要な規模で実用的であることが実証された。PUREX水系プロセスと比較すると、設備投資コストが経済的であり、兵器開発計画のために開発されたPUREXとは異なり、兵器材料の製造には適していない。
乾式処理により、金属燃料が最適な燃料となる。この2つの決定は相補的である。[ 16 ]
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全てを抽出することが可能であり、従来の貫流型原子炉（採掘ウランのエネルギー抽出率は0.65%未満、燃料として使用される濃縮ウランのエネルギー抽出率は5%未満）と比較して、燃料必要量を約2桁削減できる。これは、燃料供給や採掘におけるエネルギー消費に関する懸念を大きく軽減する可能性がある。
今日より重要なのは、高速炉が燃料効率が良い理由です。それは、高速中性子が超ウラン廃棄物成分をすべて核分裂、つまり「燃焼」させることができるからです。超ウラン廃棄物は、原子炉級プルトニウムやマイナーアクチニドなどのアクチニドから構成されており、その多くは数万年以上も放射能を帯びるため、従来の核廃棄物処理は非常に困難です。IFRで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、短期的には強い放射能を示しますが、すぐに崩壊します。IFRは多くのサイクルを経て、最終的にウランと超ウラン元素の99.9%を核分裂させて発電します。そのため、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年後には放射能は元のウラン鉱石の放射能を下回ります。[ 19 ] [ 20 ] [ 21 ]第4世代原子炉が第3世代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、原子力の現状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世代発電所と第4世代発電所の組み合わせが、第3世代発電所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る。
「インテグラル」とは、電気化学的乾式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、核分裂生成物の3つの成分に分離します。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、より安全に廃棄されます。超ウラン元素と核分裂生成物は高い放射能を持つため、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装置が使用されます。この方法のもう一つの利点として、核分裂性物質が施設外に持ち出されることはなく（持ち出された場合は取り扱いが非常に危険であるため）、核分裂性物質の転用による拡散リスクを大幅に低減できることが挙げられます。
従来の軽水炉（LWR）では、高温で水を液体の状態に保つために炉心を高圧に維持する必要があります。一方、IFRは液体金属冷却炉であるため、炉心をほぼ常圧で運転することができ、冷却材喪失事故の危険性を大幅に低減できます。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、一次冷却材の喪失は極めて起こりにくいです。冷却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いるため、停電や予期せぬ原子炉停止が発生した場合でも、一次冷却ポンプが故障しても、炉心からの熱で冷却材を循環させることができます。
IFRは、従来のLWRと比較して受動安全上の利点も有しています。燃料と被覆管は、温度上昇により膨張すると、より多くのニュートロンが炉心から脱出し、核分裂連鎖反応の速度が低下するように設計されています。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機構として機能します。この特性は、負の反応度温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、運転員や安全システムによる外部からの介入なしに、原子炉が炉心損傷に至るのを防ぐのに十分なほど強力です。これは、プロトタイプの一連の安全試験で実証されました。国際的な聴衆のために試験を実施したエンジニアのピート・プランションは、「1986年に、小型の[20 MWe]プロトタイプ先進高速炉にメルトダウンする機会を2回与えましたが、どちらも丁寧に拒否されました」と冗談を言いました。[ 22 ]
液体ナトリウムは空気と接触すると自然発火し、水と接触す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年のもんじゅ原子力発電所の事故と火災で実際に起こりました。蒸気タービンからの水漏れによる爆発のリスクを低減するため、IFR設計（他のSFRと同様）では、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設けられています。このループの目的は、ナトリウムとタービン水が偶発的に混合された後に発生する爆発が二次熱交換器に限定され、原子炉自体に危険を及ぼさないようにすることです。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ています。鉛の欠点は、密度と粘度が高いためポンプのコストが増加することと、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。ロシアの潜水艦用原子炉で使用されている鉛ビスマス共晶酸塩は、粘度と密度が低いですが、同様の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利用効率を高め、超ウラン同位体が施設外に持ち出される必要性をなくすことであった。この原子炉は、高速中性子を利用する無減速設計であり、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た。
天然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得る）ワンススルー燃料サイクルを持つ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（ウランの 99.5% が核分裂を起こす）を持っています。[ 20 ]基本的なスキームでは、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を除去して濃縮します。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改質されます。
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、[ 18 ]そのため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、不正転用される可能性ははるかに低い。[ 23 ]
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によるもう1つの重要な利点は、残りの廃棄物がはるかに短期的な危険性を持つようになることです。アクチニド（再処理されたウラン、プルトニウム、およびマイナーアクチニド）がリサイクルされた後、残りの放射性廃棄物同位体は、半減期が90 年（Sm-151）以下、または211,100年（Tc-99）以上の核分裂生成物と、原子炉の非燃料コンポーネントからの放射化生成物です。
IFR原子炉の廃棄物は、半減期が短いもの（つまり、すぐに崩壊して比較的安全になるもの）と、半減期が長いもの（つまり、わずかにしか放射能を持たないもの）の2種類に分けられます。生成されるIFR廃棄物のどちらの形態にも、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。乾式処理により、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1/20であり、多くの場合、すべて使用不可能な廃棄物とみなされます。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、非常に長い半減期を持ちますが、原子炉内で中性子を吸収することで、非常に短い半減期（15.46秒と12.36時間）の同位体に変換され、事実上消滅します（詳しくは「長寿命核分裂生成物」を参照）。核分裂生成物のもう 5% を占めるジルコニウム 93 は、放射性であることは問題にならないため、原理的には燃料ピン被覆材にリサイクルできる。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である超ウラン廃棄物(TRU) の寄与を除くと、 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 年以内に天然ウラン(グラム対グラムの比較)よりも放射能毒性 (シーベルト単位) が低くなり、その後も減少し続ける。 [ 25 ] [ 26 ] [ 20 ] [ 21 ]
燃料のオンサイト再処理により、発電所から出る高レベル放射性廃棄物の量は、軽水炉使用済み燃料に比べてごくわずかです。[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移送ではなく、原子炉敷地内に保管されています。再処理による少量の高レベル廃棄物は、しばらくの間原子炉敷地内に留まることができますが、中寿命核分裂生成物（MLFP）による強い放射能を持つため、乾式キャスク貯蔵容器などの安全な場所に保管する必要があります。MLFPが崩壊して発熱量が減少する最初の数十年間は、地層処分場の容量は体積ではなく発熱量によって制限されます。これが、初期の処分場設置を制限する要因となっています。IFRからのMLFPの崩壊熱発生量は、単位出力あたりあらゆる種類の核分裂炉とほぼ同じです。
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、他のほとんどの原子炉の使用済み核燃料に関して現在存在する懸念、すなわち、使用済み燃料貯蔵施設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。 [ 27 ]また、この計画によって放射性毒性が100万分の1に低減されるにもかかわらず、[注2 ]放射性物質の寿命に関する懸念が残っている。
アクチニド除去は、地層処分場への処分において、ほとんど、あるいは全く大きな利点をもたらさないと考える人もいる。なぜなら、地下水への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中には、放射性アクチニドよりも半減期が長いものがあるからである。たとえすべてのアクチニドが除去されたとしても、残った廃棄物には、半減期が21万3000年から1570万年のテクネチウム99、ヨウ素129、セシウム135などの放射性核分裂生成物が含まれているため、数百年後には廃棄物に関する懸念は解消されない。[ 27 ]
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）などの自然発生源からの危険性に比例した危険性を測定していません。さらに、放射性核分裂生成物の一部は核変換の対象となっており、これらの比較的低い懸念さえも覆しています。たとえば、IFRの正のボイド係数は、炉心にテクネチウムを追加することで許容レベルまで低減でき、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ちます。[ 28 ]
IFRとLWRはどちらも運転中にCO2を排出しないが、建設や燃料処理の過程ではCO2が排出される（化石燃料など、カーボンニュートラルではないエネルギー源を使用する場合）。また、建設過程ではCO2を排出するセメントが使用される。
2012年のイェール大学による原子力発電からのCO2ライフサイクルアセスメント（LCA）排出量の分析では、次のことが判明した。[ 29 ]
LCA（ライフサイクルアセスメント）に関する文献を総合的に見ると、原子力発電のライフサイクルにおける温室効果ガス排出量は、従来の化石燃料由来の排出量のほんの一部に過ぎず、再生可能エネルギー技術と同程度であることが示されている。
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排出量については分析していないものの、開発中の原子炉技術のライフサイクルアセスメント（LCA）の結果をまとめている。
理論上の高速増殖炉（ FBR ）は、ライフサイクルアセスメント（LCA）の文献で評価されてきました。この将来有望な技術を評価した限られた文献では、ライフサイクル全体の温室効果ガス排出量の中央値は軽水炉（ LWR ）と同等かそれ以下であり、ウラン鉱石の消費量もほとんど、あるいは全くないと報告されています。
高速炉の燃料は、少なくとも20%の核分裂性物質を含有していなければならず、これは軽水炉で使用される低濃縮ウランよりも高い割合である。核分裂性物質は、当初は軽水炉の使用済み燃料、廃止された核兵器、またはその他の供給源から得られる高濃縮ウランまたはプルトニウムを含むことができる。運転中、原子炉は増殖性物質からさらに多くの核分裂性物質を生成するが、ウランからの増加量は最大で約5%、トリウムからの増加量は最大で約1%である。
高速炉燃料の増殖性物質は、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の再処理ウラン[ 20 ]であり、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ストリームに漏洩しないと仮定すると、1 GWeのIFR型原子炉は年間約1トンの増殖性物質を消費し、約1トンの核分裂生成物を生成する。
IFR燃料サイクルにおける乾式再処理（この場合は電気精製）では、 PUREXプロセスのように核分裂生成物の放射能を含ま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燃料サイクルにおける再処理の目的は、中性子吸収物質である核分裂生成物のレベルを低減することであり、これらを完全に除去する必要もありません。電気精製された使用済み燃料は高い放射能を持ちますが、新しい燃料は軽水炉燃料ペレットのように精密に製造する必要がなく、鋳造するだけで済むため、遠隔製造が可能となり、作業員の被ばく量を低減できます。
他の高速炉と同様に、IFRはブランケットに使用する材料を変更することで、増殖炉から自給自足型、燃焼炉まで幅広い運転モードに対応できます。増殖炉モード（U-238ブランケットを使用）では、原子炉は消費するよりも多くの核分裂性物質を生成します。これは、他の原子炉の起動に必要な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製の反射板を使用すると、原子炉は純粋な燃焼炉モードで運転され、核分裂性物質の正味生成源にはなりません。全体として、核分裂性物質と増殖性物質を消費し、損失のない再処理を前提とすると、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。余剰兵器プルトニウムと軽水炉使用済み燃料プルトニウムの備蓄が十分でない場合、必要な核分裂性物質の量が高速炉の広範な展開を制限する要因となる可能性があります。高速炉の展開速度を最大化するには、最大増殖モードで運転することができます。
乾式精製と電気精製を用いた核燃料の再処理は、商業規模での実証がまだ行われていないため、大型のIFR型プラントへの投資は、従来の軽水炉よりも財務リスクが高い可能性がある。
IFRは、熱伝導率の高い金属合金燃料（ウラン、プルトニウム、ジルコニウムなど）を使用します。これは、軽水炉（および一部の高速増殖炉）で使用される酸化ウランとは異なり、熱伝導率が低く、燃料ペレットの中心部で高温になるという問題はありません。また、IFRは、核分裂性物質と増殖性物質の比率が5以下であるのに対し、軽水炉の燃料では約30倍であるため、燃料の体積も小さくなります。IFR炉心は、運転中に炉心体積あたりの熱除去量が軽水炉炉心よりも多く必要になりますが、一方で、停止後には、拡散して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、短寿命核分裂生成物やアクチニドからの崩壊熱の発生量は、どちらの場合も同程度で、停止後、高いレベルから始まり、時間の経過とともに減少します。プール構成の液体ナトリウム一次冷却材の体積が大きいのは、燃料の融点に達することなく崩壊熱を吸収するためです。一次ナトリウムポンプは、電源が切断された場合にゆっくりと（90秒間）停止するようにフライホイールで設計されています。この停止は、停止時の炉心冷却をさらに促進します。一次冷却ループが何らかの理由で突然停止した場合、または制御棒が突然取り外された場合、金属燃料は溶融する可能性があります。これは、EBR-Iで偶然実証されました。しかし、溶融した燃料は鋼製燃料被覆管を上方に押し上げられ、炉心領域から排出されるため、原子炉は永久的に停止し、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。[ 36 ]金属燃料の場合、被覆管は破損せず、極端な過渡状態でも放射能は放出されません。
IFRの出力レベルの自己調整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脱出し、連鎖反応が抑制されます。LWRは燃料の熱膨張の影響は少ないですが（炉心の大部分が中性子減速材であるため）、ドップラー広がり（熱中性子とエピサーマル中性子に作用し、高速中性子には作用しない）と水減速材/冷却材の沸騰による負のボイド係数による強い負のフィードバックがあります。密度の低い蒸気は、より少なく、熱化されていない中性子を燃料に戻します。これらの中性子は、核分裂を誘発するよりもU-238に捕獲される可能性が高くなります。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低減できます。テクネチウムは、核変換によってテクネチウム-99と呼ばれる長寿命の核分裂生成物を破壊するのに役立ちます。[ 28 ]
IFRは、 SCRAMなしで流量が失われても、またSCRAMなしでヒートシンクが失われても耐えることができます。原子炉の受動的な停止に加えて、一次冷却系で発生する対流によって燃料の損傷（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、いかなる状況下でも放射性物質が放出されないことです。
ナトリウムの可燃性は、運転員にとって危険である。ナトリウムは空気中で容易に燃焼し、水に触れると自然発火する。原子炉とタービンの間に中間冷却ループを設けることで、原子炉炉心におけるナトリウム火災のリスクを最小限に抑えることができる。
中性子照射により、ナトリウム24が生成される。これは非常に放射能が高く、 2.7 MeVの高エネルギーガンマ線を放出した後、ベータ崩壊を起こしてマグネシウム24を生成する。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性はない。しかしながら、ナトリウム24の存在は、原子炉とタービンの間に中間冷却ループを設ける必要性をさらに高める。
IFRと軽水炉（LWR）はどちらも原子炉級プルトニウムを生成するが、高燃焼度でも兵器として使用可能なプルトニウムは残る[ 37 ]。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。1つには、より高い燃焼度で運転される可能性があり、そのため非核分裂性だが増殖性のある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の相対存在量が増加する可能性がある[ 38 ]。
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ません。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能力はかなり疑わしいものとなります。[ 18 ]フランスでは現在、ラ・アーグから分散した軽水炉群への大規模な集中再処理プラントから他の場所の原子炉に輸送するのが一般的ですが、IFRの乾式再処理された燃料は、不正な転用に対してはるかに耐性があります。[ 23 ] IFR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留まり、その後、ほぼその場で燃焼されます。[ 23 ]あるいは、増殖炉として運転される場合、乾式再処理された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ります。しかし、従来の水系再処理と同様に、乾式処理された燃料からプルトニウム同位体をすべて化学的に抽出することは依然として可能である。実際、元の使用済み燃料から抽出するよりも、リサイクルされた燃料から抽出する方がはるかに容易である。ただし、 IFRリサイクル燃料はMOXよりも多くの核分裂生成物を含み、燃焼度が高いため、核拡散抵抗性の高いPu-240も多く含まれているため、他の従来のリサイクル核燃料であるMOXと比較すると、抽出は依然としてより困難である。
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（あるいは、兵器に使用可能なプルトニウム同位体濃度を含む可能性のある従来型の、したがって比較的燃焼度の低い使用済み燃料）を地層処分場や乾式キャスク貯蔵庫に放置することに関する懸念が解消されることである。これらの燃料は将来、兵器製造のために採掘される可能性がある。[ 27 ]
原子炉級プルトニウムには自発核分裂率の高い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（兵器製造の観点から）の比率は燃料の燃焼時間が長くなるにつれて増加するため、高度に燃焼した使用済み燃料から相当量の核分裂性核兵器を製造することは、（従来型の）中程度に燃焼した軽水炉使用済み燃料から製造するよりも著しく困難である。
したがって、IFRシステムでは多くの指標で核拡散リスクが大幅に低減されるが、完全に排除されるわけではない。先進液体金属原子炉（ALMR）リサイクル燃料から得られるプルトニウムは、他の高度に燃焼した使用済み核燃料源から得られるものと同位体組成が類似している。このため、この物質は兵器製造には魅力が薄れるものの、より単純な兵器や核融合ブーストには使用できる可能性がある。
1962年、米国政府は当時「原子炉級プルトニウム」と定義されていたものを使用して核兵器を爆発させたが、より最近の分類では、それは代わりに燃料級プルトニウム、つまり低燃焼マグノックス炉で生成される典型的なものとみなされるだろう。[ 39 ] [ 40 ]
増殖炉の燃料で生成されるプルトニウムは、一般的に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同位体の割合が高く、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用途には魅力が低い。これは本質的に拡散抵抗性を提供する。しかし、増殖中に炉心をウランブランケットで囲むと、ブランケットで生成されるプルトニウムは通常、プルトニウム239の質が高く、プルトニウム240が非常に少ないため、兵器用途に非常に魅力的になる。[ 41 ]
IFRは、燃焼装置としてではなく増殖装置として運用された場合、核拡散の潜在能力を持つ。
ALMR/IFRコンセプトの将来に関する最近の提案の中には、概念的なPRISM（原子炉）やロシアで稼働中のBN-800原子炉（2014年）のように、プルトニウムを変換して不可逆的に消費する能力に焦点を当てたものもあるが、IFRの開発者は「IFRがプルトニウムの正味生産者として構成できることは議論の余地がない」と認めている。[ 42 ] 使用済み燃料を処理する代わりに、ALMRシステムが電気精製装置で照射された増殖性物質（つまり、増殖性U-238のブランケットが使用された場合）を再処理するために使用された場合、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。[ 43 ]
IFRの商用版であるS-PRISMは、工場で製造して現場に輸送することができる。この小型モジュール設計（311MWeモジュール）によりコストが削減され、様々な規模（311MWeおよびその整数倍）の原子力発電所を経済的に建設することが可能となる。
ライフサイクル全体を考慮したコスト評価によると、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。[ 44 ]
比較的低速でエネルギーの低い（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遮断しない（軽水炉の水のように）原子炉冷却材が必要です。これは、核分裂性はないが核分裂可能な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を中性子に与えるためです。炉心はコンパクトで、中性子減速材の量が可能な限り少ない必要があります。金属ナトリウム冷却材は、多くの点でこの目的に最も適した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ようなものがあります。
液体ナトリウムを使用するその他の利点は以下のとおりです。
ナトリウムを使用する際の重大な欠点は、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実際に起こった。水との反応で爆発性の水素が発生する。ナトリウムの放射化生成物（同位体）24Naは、崩壊時に危険な高エネルギー光子を放出する（ただし、半減期は15時間と短い）。原子炉の設計では、24Naを原子炉プール内に保持し、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、これにより建設と維持のコストが増加する。[ 45 ]