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鉛冷却高速炉は、溶融鉛または鉛ビスマス共晶合金を冷却材として使用する原子炉設計です。これらの材料は中性子吸収率が低く、融点も比較的低いため、主冷却材として使用できます。中性子はこれらの重い原子核との相互作用によって減速されることが少ないため（つまり、中性子減速材ではないため）、これらの原子炉は高速中性子で運転されます。
この概念は一般的にナトリウム冷却高速炉と似ており、ほとんどの液体金属高速炉は鉛の代わりにナトリウムを使用している。鉛冷却原子炉は、ソ連の潜水艦K-27と7隻のソ連アルファ級潜水艦を除いてほとんど建造されていない（ただし、これらは高速炉ではなくベリリウム減速中間エネルギー原子炉であった）。[ 1 ]新たに提案されている原子炉設計の中には、鉛冷却のものもある。
この原子炉計画で検討されている燃料設計には、金属、金属酸化物、または金属窒化物としての増殖性ウランが含まれる。[ 2 ]
鉛冷却炉の設計は、第4世代原子炉として提案されている。このタイプの原子炉の将来的な導入計画には、300～400MWeのモジュール式構成 と、1,200MWeの大型一体型プラントが含まれている 。
鉛冷却高速炉は、高速中性子と溶融鉛または鉛ビスマス共晶冷却材を用いて運転されます。溶融鉛または鉛ビスマス共晶は、特に鉛、そして程度は低いもののビスマスが中性子吸収率が低く、融点が比較的低いため、主冷却材として使用できます。中性子はこれらの重い原子核との相互作用によって減速されることが少なく（したがって中性子減速材ではない）、そのためこのタイプの原子炉は高速中性子炉となります。中性子が同程度の質量の粒子（加圧水型原子炉（PWR）の水素など）に衝突すると、運動エネルギーを失う傾向があります。鉛のようなはるかに重い原子に衝突すると、中性子はこのエネルギーを失うことなく「跳ね返り」ます。冷却材は中性子反射材として機能し、逃げ出した中性子の一部を炉心に戻します。
小型の鉛冷却高速炉（ SSTARなど）は自然対流で冷却できますが、大型の設計（ELSY [ 3 ]など）は通常運転時には強制循環を使用しますが、緊急時には自然循環冷却を採用します。運転員の介入は不要で、停止後の原子炉の残留熱を冷却するためのポンプも必要ありません。原子炉出口の冷却材温度は通常500～600 ℃の範囲ですが、 後期の設計では先進材料を使用することで800℃を超える可能性があります。800℃を超える温度は、理論的には硫黄-ヨウ素サイクルによる水素の 熱化学的製造を支えるのに十分な高さですが、これはまだ実証されていません。
この概念は一般的にナトリウム冷却高速炉と非常によく似ており、ほとんどの液体金属高速炉は鉛の代わりにナトリウムを使用している。鉛冷却原子炉は、1970年代のソ連の原子力潜水艦用原子炉を除けばほとんど建設されていないが、新たに提案されている原子炉設計の中には鉛冷却のものもあり、現在建設中のものもある。
この原子炉計画で検討されている燃料設計には、金属、金属酸化物、または金属窒化物としての増殖性ウランが含まれる。[ 2 ]
鉛または鉛ビスマス共晶合金を使用する原子炉は、幅広い出力定格で設計できます。ソビエト連邦は、1960年代から1998年まで、鉛ビスマス冷却中間スペクトル原子炉をベリリウムで減速してアルファ級潜水艦を運用していました。この原子炉は、155MWの熱出力に対して約30MWの機械出力を有していました（下記参照）。
その他の選択肢としては、長寿命で事前に製造された炉心を採用し、長年にわたって燃料補給を必要としないユニットなどがある。
鉛冷却高速炉バッテリーは、 15～20年の燃料交換間隔で閉鎖型燃料サイクルで稼働するカセット型炉心、または完全に交換可能な原子炉モジュールを使用する小型のターンキー型発電所です。小規模電力網での発電（および水素製造や飲料水製造のための 海水淡水化プロセスなどの他の資源）向けに設計されています。
鉛を冷却材として使用することには、他の原子炉冷却方法と比較していくつかの利点がある。
MYRRHAプロジェクト（ハイテク用途向け多目的ハイブリッド研究炉）は、陽子加速器と結合した将来の原子炉（いわゆる加速器駆動システム、ADS）の設計に貢献することを目的としています。これは、「鉛ビスマス冷却式[ 11 ]または鉛冷却式高速炉」であり、2つの構成（臨界未満または臨界）が可能です。これは、プール型またはループ型の原子炉である可能性があります。
このプロジェクトは、ベルギーの原子力研究センターであるSCK CENによって管理されています。これは、1960年代初頭からSCK CENに存在するゼロ出力原子炉Venusから派生し、小型陽子加速器に接続された溶融鉛ビスマス共晶合金（LBE）の浴槽を収容するように改造された、最初の小型プロトタイプ研究実証機であるGuinevereシステムに基づいています。[ 12 ] [ 13 ] 2010年12月、MYRRHAは欧州委員会[ 14 ]によって、今後20年間の原子力研究における欧州のリーダーシップを維持するための50のプロジェクトの1つとしてリストされました。2013年、プロジェクトは、Arevaが主導するコンソーシアムにフロントエンドエンジニアリング設計の契約が授与されたことで、さらなる開発段階に入りました。[ 15 ] [ 16 ]
材料試験炉として運転可能な高出力密度（すなわち高中性子束）のコンパクトな炉心を目指すため、ADS MYRRHAで使用される燃料は核分裂性同位体で高濃縮されている必要がある。239を30～35重量％含む高濃縮MOx燃料 望ましい中性子性能を得るために、最初はPuが選ばれました。 [ 17 ] [ 18 ] [ 19 ]しかし、Abderrahimら（2005） [ 18 ]によると、 「この選択は、1996年に米国エネルギー省が開始したRERTR（研究試験炉用燃料の濃縮度低減）プログラムによって新しい試験炉に課せられた核不拡散要件に照らして確認する必要工場での取り扱い中に臨界事故を防ぐために、技術的および安全上の大きな課題があります
2009年、原子力機関（NEA、OECD ）の後援の下、国際専門家チーム（MYRRHA国際レビューチーム、MIRT）がMYRRHAプロジェクトを調査し、ベルギー政府に慎重な勧告を提出した。[ 20 ]特定された技術的課題に加えて、プロジェクトがより詳細な設計段階に入ると建設および運用コストが大幅に増加すると予想される財政的および経済的リスクもあった。設計の複雑さ、過小評価された技術的困難、不十分な予算に関連する長期の建設遅延は、このようなプロジェクトでは珍しくない。ベルギー国家の参加が限定的であること（全コストの40%）と、外部のプロジェクト所有者にとっての利益が不確実であることも指摘された。[ 20 ]
度重なる財政難に加え、原子炉設計（プール型かループ型か？）に依然として存在する重要な不確実性、そして液体金属冷却材（ LBE、209）の選択がまだ決まっていないため、Biは中性子照射により、非常に放射能毒性の高い放出核種である210を生成する。Po ) [ 21 ]フロントエンドエンジニアリング設計(FEED) 活動[ 22 ]は中断せざるを得ず、予備段階を超えて進展していません。 [ 23 ]驚くべきことに、FEED 活動の予備結果は、ADS や高速中性子炉の分野とは全く関係のないジャーナル、 International Journal of Hydrogen Energy (IJHE)に掲載されましたが、MYRRHA で水素を製造することは全く問題視されていませんでした。FEED活動の予備結果を発表するジャーナルとしてこのジャーナルを選んだことは、困惑させられます。FEED 活動が発表されたジャーナル、 Physics Procediaも廃刊されています。コストの継続的な増加と財政的不確実性に加えて、このプロジェクトは依然として多くの技術的課題に対処しなければなりません。深刻な腐食問題[ 7 ] [ 8 ] [ 9 ]（溶融金属脆化、燃料被覆材および原子炉構造材料に使用されるステンレス鋼からのCrとNiの溶融金属へのアマルガムによる溶解）、運転温度（金属凝固リスクと腐食速度の増加）、原子力臨界安全性の問題などです。
2013年から2015年の予備FEED解析で検討されたMYRRHAのプール型設計案における鉛ビスマス共晶合金（LBE）の質量インベントリは、 金属Pb-Bi 4500トンに相当する。[ 22 ] これは、210 kg以上の210の生産につながる。原子炉運転中のPo。最初の運転サイクル後、 210 の350gPoは、材料試験炉（MTR）に典型的な10¹⁵中性子・cm⁻²・s⁻¹程度の高中性子束に曝されたLBE中で既に形成されている。 [ 24 ]これは、 5.5 × 10¹⁶ベクレル[ 24 ]、または1.49 × 10⁶キュリーの210に相当する放射能である。Po、最初の運転サイクルのみ。このような大量の高放射性毒性210の存在ポロニウムは、 MYRRHA核燃料の保守作業および貯蔵において、放射線安全上の大きな課題となる。Po、原子炉上部のプレナム空間もアルファ線で汚染される可能性がある。Fioritoら（2018）が指摘しているように、「原子炉プレナム内のカバーガスにポロニウムが移動し、燃料交換やメンテナンスのために原子炉が開かれると、一次系外に拡散する」。210のすべての運転ポロニウムで汚染された地域では、 239の場合よりもはるかに厳しい適切な放射線防護措置が必要となる。プルトニウムの取り扱い、または完全に遠隔操作ロボットによって行われる。想定される緩和戦略[ 24 ]は、LBEからポロニウムを連続的に除去することから構成される可能性があるが、 210Poは大きな障害となる。[ 24 ]
2023年、ハイン・ブルックハウスは、SCK CENの主要関係者へのインタビューと公開されている文書に基づいて、MYRRHAの推進者とベルギーのメディアや政治界との相互作用を調査し、MYRRHAがベルギーの原子力研究センターであるSCK CENの将来にとって不可欠なプロジェクトであるかのように見せかける物語の中でどのように開発されたかを示した。[ 25 ]
パリに拠点を置くnewcleo社は、海軍および陸上での使用を目的とした30MWe および 200MWeの鉛冷却小型モジュール炉を開発している。最初の稼働原子炉は2031年にフランスに配備される予定である。2026年までに、ENEAとnewcleo社は、ブラジモーネ（イタリア、ボローニャ）にあるENEA研究センターで、PRECURSORと呼ばれる液体鉛冷却原子炉の電気シミュレーターを構築している。[ 26 ] [ 27 ] [ 28 ]
二重流体炉（DFR）プロジェクトは、当初、ベルリンにあるドイツの研究機関である固体核物理研究所によって開発されました。2021年2月、このプロジェクトは、コンセプトを工業化するために、新たに設立されたカナダの企業であるDual Fluid Energy Inc.に移管されました。DFRプロジェクトは、溶融塩炉の利点と液体金属冷却炉の利点を組み合わせようとしています。[ 29 ]高速増殖炉として、提案されているDFR炉は、天然ウランまたはトリウム、および核変換と核分裂を起こすマイナーアクチニドの両方を燃焼するように設計されています。溶融金属の熱伝導率が高いため、DFR炉の残留崩壊熱は受動的に除去できます。
ALFRED （Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator）は、イタリアのAnsaldo Energia社が設計した鉛冷却高速炉実証機で、ルーマニアのミオヴェニに建設される予定です。研究目的で使用される溶融鉛プールであるATHENAも、同じ場所に建設される予定です。[ 30 ]
1970年代のソ連アルファ級潜水艦では、2種類の鉛冷却原子炉が使用されました。OK -550とBM-40Aの設計はどちらも155MWtの出力を生成できました。これらは一般的な水冷原子炉よりも大幅に軽量で、最大出力と最小騒音の運転モードを素早く切り替えることができるという利点がありました。これらはベリリウム減速材を使用していたため、高速中性子炉ではなく、中間中性子炉でした。[ 1 ]
BREST-OD-300の建設は2021年6月8日に開始されました。[ 31 ] [ 32 ] 2026年に運用開始予定です。[ 33 ]
Blykalla社は、 KTH王立工科大学およびUniper [ 34 ]と共同で、窒化ウランを燃料とする55MW鉛冷却量産型原子炉であるSEALER-55 （スウェーデン先進鉛原子炉）を開発している。 [ 35 ] [ 36 ]スウェーデン政府は7億2000万スウェーデンクローナを拠出し、2025年初頭に鉛冷却プロトタイプ原子炉の試験施設の建設を開始した。[ 37 ] SEALER-Eと呼ばれるこの原子炉は、 ABBとの共同で2026年までに建設される予定である。[ 38 ]最初の商用原子炉（SEALER-One）は、2029年に臨界に達することを期待してオスカースハムンに建設される予定である。[ 35 ] [ 39 ] SEALER-55の量産は2030年代初頭に開始される予定である。[ 35 ]
ハイペリオン・パワーモジュールの初期設計は、HT-9チューブに封入された窒化ウラン燃料、石英反射板、そして冷却材として鉛ビスマス共晶合金を用いる、このタイプのものとなる予定だった。同社は2018年に倒産した。
ローレンス・リバモア国立研究所が開発したSSTARは、鉛冷却方式を採用した設計だった。
{{cite journal}}: CS1メンテナンス: DOIは2025年7月現在非アクティブです（リンク）