溶融塩炉

溶融塩炉( MSR )は、主要な原子炉冷却材および/または燃料が溶融塩と核分裂性物質 の混合物である原子核分裂炉の一種です。

20 世紀半ば、米国では 2 つの研究用 MSR が稼働していました。1950 年代の航空機原子炉実験(ARE) は主に技術のコンパクトさを目的としていましたが、1960 年代の溶融塩原子炉実験(MSRE) は増殖炉でトリウム燃料サイクルを使用する原子力発電所を実証することを目的としていました。

第4世代原子炉設計 の研究が活発化したことで、21世紀には関心が再燃し、複数の国がプロジェクトを開始した。2023年6月現在、中国はTMSR-LF1トリウムユニットを稼働させている。^[1]

MSR では、燃料混合物が溶融状態に保たれるため、水冷却炉で起こる原子炉メルトダウンのシナリオが解消されます。緊急時には、燃料混合物が炉心から格納容器に汲み上げられることなく排出されるように設計されており、そこで燃料が凝固して反応が停止します。さらに、水素の発生も起こりません。これにより、水素爆発のリスク (福島原発事故のような) が排除されます。^{[2] MSR は、一般的な}軽水炉(LWR)の 75～150 倍の大気圧ではなく、大気圧またはそれに近い圧力で動作します。これにより、原子炉圧力容器の必要性とコストが削減されます。気体の核分裂生成物 ( XeおよびKr ) は燃料塩にほとんど溶けないため^[a]、燃料から泡立つ際に安全に捕捉できます^{[b] 。従来の原子炉のように}燃料管内の圧力が上昇することはありません。 MSR は、従来の原子炉が燃料交換のために停止している間も、稼働中に燃料交換を行うことができます (実質的にはオンライン核再処理) (注目すべき例外として、重水CANDUやアトゥチャ級 PHWR などの圧力管式原子炉、軽水冷却黒鉛減速炉RBMK、およびマグノックス、AGRなどの英国製のガス冷却原子炉が含まれます)。MSR の稼働温度は約 700 °C (1,292 °F) で、従来の LWR の約 300 °C (572 °F) よりも大幅に高くなっています。これにより、発電効率とプロセス熱の機会が増加します。

関連する設計上の課題としては、高温塩の腐食性と、中性子束によって塩が変換される際に塩の化学組成が変化することなどが挙げられます。

MSR、特に溶融塩に燃料を注入するMSRは、動作圧力が低く、温度が高くなります。この点で、MSRは従来の軽水冷却炉よりも液体金属冷却炉に似ています。MSRの設計は、従来の原子力発電所で現在使用されている一回通過燃料とは対照的に、閉鎖型燃料サイクルを備えた増殖炉であることが多いです。

MSRは、負の温度係数の反応性と大きな許容温度上昇を利用して臨界事故を防止します。燃料を塩の中に入れた設計では、塩は出力の逸脱とともにすぐに熱膨張します。従来の原子炉では、燃料からの熱を減速材に伝達する必要があるため、負の反応性は遅れます。別の方法として、原子炉の下に別の受動的に冷却された容器を配置します。故障やメンテナンス中に燃料が容器に流れ込み、反応が停止します。^[6]

いくつかの設計では、プロセス熱を発生するほど温度が高く、そのためGEN-IVロードマップに含まれることとなった。^[7]

MSRは軽水炉に比べて多くの潜在的な利点がある: ^[8]

• 受動的な崩壊熱除去は MSR で実現されます。一部の設計では、燃料と冷却材が 1 つの流体であるため、冷却材が失われると燃料も失われます。フッ化物塩は水に溶けにくく、燃焼可能な水素を形成しません。溶融塩冷却材は中性子の衝撃によって損傷を受けませんが、原子炉容器は損傷を受けます。
• 低圧 MSR には、高価な鋼鉄製のコア格納容器、配管、安全装置は必要ありません。ただし、ほとんどの MSR 設計では、放射性流体がポンプや熱交換器と直接接触します。
• MSR は低速中性子で動作できるため、より安価な閉鎖型核燃料サイクルを可能にします。閉鎖型燃料サイクルは環境への影響を軽減できます。化学分離により長寿命アクチニドが原子炉燃料に変換されます。排出される廃棄物は主に半減期の短い核分裂生成物です。これにより、軽水炉の使用済み燃料に必要な数万年に対して、必要な封じ込め期間を 300 年に短縮できます。
• 燃料の液相を焼成処理して、燃料から核分裂生成物を分離することができます。これは従来の再処理よりも利点があるかもしれません。
• 燃料棒の製造は塩の合成に置き換えられます。
• いくつかの設計は高速中性子と互換性があり、超ウラン元素を「燃焼」させることができる。²⁴⁰
  プ、²⁴¹
  軽水炉からのPu（原子炉級プルトニウム）。
• MSR は、60 秒以内に負荷の変化に反応できます (キセノン中毒の影響を受ける LWR とは異なります)。
• 溶融塩炉は高温で稼働できるため、高い熱効率が得られます。これにより、サイズ、費用、環境への影響が削減されます。
• MSRはAREによって実証されているように、高い「比出力」（低質量で高出力）を提供することができる。^[9]
• 潜在的な中性子経済性は、MSR が中性子の少ないトリウム燃料サイクルを活用できる可能性があることを示唆しています。

• 循環燃料塩設計では、放射性核種がポンプや熱交換器などの燃料接触装置に溶解し、完全な遠隔メンテナンスが必要になる可能性があります。
• 一部の MSR では、炉心混合物を管理し、核分裂生成物を除去するために、現場での化学処理が必要です。
• 非伝統的な設計特徴に対応するための規制の変更
• いくつかのMSR設計では、溶融塩を封じ込めるために高価なニッケル合金を使用しています。このような合金は、高中性子束下で脆化しやすい傾向があります。^{[10] : 83}
• 腐食リスク。^[11]溶融塩は、腐食リスクを管理するために、その酸化状態を注意深く管理する必要がある。これは、同位体とその崩壊生成物の混合物が原子炉内を循環する循環設計では特に困難である。静的設計では、問題をモジュール化することでメリットが得られる。燃料塩は、主に中性子照射による定期的な交換が標準化された燃料ピン内に含まれており、一方、冷却塩はより単純な化学組成を持ち、燃料ピンにも原子炉容器にも腐食リスクをもたらさない。1960年代にORNLで開発されたMSRは、安全に稼働できたのは数年のみで、稼働温度は約650℃（1,202℉）に過ぎなかった。腐食リスクには、 700℃（1,292℉）を超える液体フッ化トリウム塩によるクロムの溶解が含まれ、ステンレス鋼部品を危険にさらす。中性子線はCoやNiなどの一般的な合金剤を変質させ、寿命を縮める可能性がある。FLiBeなどのリチウム塩は、⁷
  Liはトリチウムの発生を減らすために使用されています（トリチウムはステンレス鋼に浸透し、脆化を引き起こし、環境に放出される可能性があります）。ORNLはこれらの問題に対処するためにハステロイNを開発しましたが、 316H、800H、インコネル617などの他の構造用鋼も使用できる可能性があります。^[12]
• 一部のMSR設計は、兵器級の核物質を生産するための増殖炉に転換することができる。 ^[13]
• MSREとAREは、兵器級に近い高濃縮ウランを使用していました。これらのレベルは、ほとんどの現代の発電所規制制度では違法です。ほとんどの現代の設計では、低濃縮燃料が使用されています。^[14]
• 固体減速材への中性子による損傷は炉心の寿命を制限する可能性がある。例えば、MSRE はグラファイト減速材の許容誤差が緩いように設計されていたため、中性子による損傷によって許容誤差が変化しても影響はない。「2 流体」MSR 設計ではグラファイト配管は使用されない。グラファイトは中性子の衝撃を受けるとサイズが変化するためである。^[8]高速中性子を使用する MSR ではグラファイトが中性子を減速させるため使用できない。
• 熱中性子増殖炉は高速中性子増殖炉よりも増殖率が低いが、倍増時間は短くなる可能性がある。

MSR は、溶融塩の使用など、さまざまな方法で冷却できます。

溶融塩冷却固体燃料炉は、第4世代提案では「溶融塩炉システム」、溶融塩転換炉（MSCR）、先進高温炉（AHTR）、フッ化物高温炉（FHR、DOEの推奨呼称）などさまざまな名称で呼ばれている。^[15]

FHR は燃料を簡単に再処理できず、燃料棒の製造と検証が必要なため、プロジェクト開始から最大 20 年^[要出典]かかります。 FHR は、低圧高温冷却材の安全性とコストの利点を保持しており、これは液体金属冷却原子炉にも共通しています。注目すべきは、炉心で蒸気が生成されないこと (沸騰水型原子炉の場合)、および大型で高価な鋼鉄製圧力容器 (加圧水型原子炉の場合) がないことなどです。高温で動作できるため、熱から電気への変換には効率的で軽量なブレイトンサイクルガスタービンを使用できます。

FHRに関する現在の研究の多くは、溶融塩の量とそれに伴うコストを削減する小型でコンパクトな熱交換器に焦点を当てています。 ^[16]

溶融塩は腐食性が極めて高く、温度とともに腐食性が増大します。一次冷却ループには、高温および強烈な放射線での腐食に耐えられる材料が必要です。実験では、ハステロイ N および類似の合金が、約 700 °C までの動作温度でこれらのタスクに適していることが示されています。ただし、動作経験は限られています。さらに高い動作温度が望ましく、850 °C (1,560 °F) では熱化学による水素生成が可能になります。この温度範囲の材料は検証されていませんが、炭素複合材、モリブデン合金 (TZM など)、炭化物、および耐火金属ベースまたはODS 合金が実現可能かもしれません。

塩の混合物は、原子炉をより安全かつ実用的にするために選択されます。

フッ素には安定同位体が1つだけあります（¹⁹
フッ素は、中性子の衝撃を受けても容易に放射性になりません。塩素や他のハロゲン化物と比較すると、フッ素は中性子の吸収が少なく、中性子をより遅く（「減速」）します。低原子価のフッ化物は高温で沸騰しますが、五フッ化物や六フッ化物の多くは低温で沸騰します。これらが構成元素に分解するには、非常に高温でなければなりません。このような溶融塩は、沸点よりはるかに低い温度に保たれると「化学的に安定」します。フッ化物塩は水に溶けにくく、燃焼可能な水素を形成しません。

塩素には2つの安定同位体（³⁵
Clと³⁷
Cl）、およびそれらの間の崩壊が遅い同位体であり、中性子吸収を促進する。³⁵
塩素。

塩化物は高速増殖炉の建設を可能にする。塩化物塩を使った原子炉の設計に関する研究ははるかに少ない。塩素はフッ素とは異なり、より重い安定同位体を分離するために精製する必要がある。³⁷
Cl、こうすることで四塩化硫黄の生成が抑えられます。³⁵
Clは中性子を吸収して³⁶
Clはベータ崩壊により³⁶
S .

リチウムは精製された形でなければならない⁷
李、なぜなら⁶
リチウムは中性子を効果的に捕獲し、トリチウムを生成します。純粋であっても⁷
Li を使用すると、リチウムを含む塩によって、重水炉に匹敵する大量のトリチウムが生成されます。

反応器の塩は、融点を下げるために、通常は共晶混合物に近い状態になっています。融点が低いと、起動時に塩を溶かすのが簡単になり、熱交換器で冷却される際に塩が凍結するリスクが軽減されます。

溶融フッ化物塩の「酸化還元電位」は高いため、溶融塩システムの酸化還元電位は変更できます。フッ素リチウムベリリウム (「 FLiBe 」) は、ベリリウム添加物と一緒に使用して酸化還元電位を下げ、腐食をほぼ排除できます。ただし、ベリリウムは非常に有毒であるため、環境への放出を防ぐために特別な予防措置を設計に組み込む必要があります。他の多くの塩は、特に反応器が高反応性の水素を生成するほど高温である場合に、配管腐食を引き起こす可能性があります。

現在まで、ほとんどの研究は FLiBe に焦点を当ててきました。これは、リチウムとベリリウムが適度に効果的な減速材であり、それぞれの構成塩よりも融点の低い共晶塩混合物を形成するためです。ベリリウムは中性子倍増も行い、中性子の効率性を向上させます。このプロセスは、ベリリウム原子核が 1 つの中性子を吸収した後に 2 つの中性子を放出するときに発生します。燃料運搬塩には、通常 1% または 2% (モル比) のUF ₄が追加されます。トリウムおよびプルトニウムのフッ化物も使用されています。

溶融塩の調製と取り扱いの技術は、ORNLで初めて開発されました。^[17]塩の精製の目的は、酸化物、硫黄、金属不純物を除去することです。酸化物は、原子炉の運転中に固体粒子の堆積を引き起こす可能性があります。硫黄は、運転温度でニッケルベースの合金を腐食させるため、除去する必要があります。クロム、ニッケル、鉄などの構造金属は、腐食制御のために除去する必要があります。

HFとヘリウムスイープガスを使用した水分含有量削減精製段階は、400 °Cで動作するように指定されました。塩混合物中の酸化物と硫黄の汚染は、塩を600 °Cに加熱した状態でHF / H ₂混合物のガススパージングを使用して除去されました。 ^{[17] : 8}塩混合物中の構造金属汚染は、700 °Cで水素ガススパージングを使用して除去されました。^{[17] : 26}酸化物除去のより安全な代替手段として、固体フッ化アンモニウムが提案されました。^[18]

オンライン処理が可能になることは、MSRの利点となり得る。連続処理により、核分裂生成物の在庫が減り、腐食が抑制され、特にキセノンなどの中性子吸収断面積の高い核分裂生成物を除去することで中性子経済性が向上する。このため、MSRは中性子の少ないトリウム燃料サイクルに特に適している。オンライン燃料処理は、燃料処理事故のリスクをもたらす可能性があり、^{[19] : 15} 、放射性同位体の放出を引き起こす可能性がある。

いくつかのトリウム増殖シナリオでは、中間生成物のプロトアクチニウム ²³³
Paは原子炉から除去され、高純度の²³³
Uは魅力的な爆弾製造材料です。より現代的な設計では、より低い比出力または別のトリウム増殖ブランケットの使用が提案されています。これにより、プロトアクチニウムが希釈され、プロトアクチニウム原子が2番目の中性子を吸収する量がほとんどなくなるか、（n、2n）反応（入射中性子が吸収されずに代わりに中性子が原子核から叩き出される）によって、²³²
U . なぜなら²³²
Uは半減期が短く、崩壊系列に強力なガンマ線放射体が含まれるため、ウラン同位体混合物は爆弾製造には適さない。この利点は、核分裂性核種の在庫を増やす、または大量のブランケット塩を使用した 2 流体設計という追加費用を伴う。

必要な燃料塩の再処理技術は実証されていますが、あくまでも実験室規模です。本格的な商用原子炉設計の前提条件は、経済的に競争力のある燃料塩洗浄システムを設計するための研究開発です。

再処理とは、使用済み燃料から核分裂性ウランとプルトニウムを化学的に分離することを指す。^{[20]このような回収は}核拡散のリスクを高める可能性がある。米国では、規制体制は政権間で大きく異なっている。^[20]

2020年の体系的な文献レビューでは、MSRの経済と財務に関する情報は非常に限られており、情報の質が低く、コストの見積もりは不確実であると結論付けています。^[21]

安定塩炉（SSR）の特定のケースでは、放射性燃料が溶融塩として燃料ピン内に封じ込められており、一次回路は放射性ではないため、運転コストは低くなる可能性がある。^{[22] [検証が必要] [追加の引用が必要]}

多くの設計バリエーションが提案されていますが、溶融塩の役割に関しては主に 3 つのカテゴリがあります。

溶融塩を燃料と冷却剤として使用することは、独立した設計上の選択です。オリジナルの循環燃料塩MSREと最近の静的燃料塩SSR は、燃料として塩を使用し、冷却剤として塩を使用します。DFR は燃料として塩を使用しますが、冷却剤として金属を使用します。FHR は固体燃料を使用しますが、冷却剤として塩を使用します。

MSR はバーナーまたは増殖炉として使用できます。高速炉、熱炉、または熱外炉にすることができます。熱炉では通常、減速材 (通常はグラファイト) を使用して中性子を減速し、温度を緩和します。さまざまな燃料 (低濃縮ウラン、トリウム、劣化ウラン、廃棄物) ^[23]と冷却材 (フッ化物、塩化物、リチウム、ベリリウム、混合) を使用できます。燃料サイクルは、クローズドサイクルまたはワンススルーサイクルのいずれかです。^[24]モノリシックまたはモジュール式、大型または小型のものがあります。原子炉は、ループ、モジュール式、または一体型の構成を採用できます。バリエーションには次のものがあります。

溶融塩高速炉（MSFR）は、燃料をフッ化物塩冷却材に溶解する設計案である。MSFRは、第4世代国際フォーラム（GIF）がさらなる開発のために選択した2つのMSRの派生型のうちの1つであり、もう1つはFHRまたはAHTRである。^{[25] MSFRは}高速中性子スペクトルに基づいており、固体燃料高速炉の長期的な代替品であると考えられている。欧州連合とロシア連邦では、計算と基本的な物理的および化学的特性の決定を中心に、ほぼ10年間研究されてきた。^[26] MSFRは燃料不足がないため持続可能と見なされている。MSFRの運転では、理論上、大量の超ウラン元素（TRU）は生成されず、必要にもならない。MSFRで定常状態が達成されると、ウラン濃縮施設は不要になる。^[27]

MSFRは増殖炉である可能性がある。炉心内にグラファイトなどの減速材を置かずに運転するため、グラファイトの寿命は問題にならない。これにより、トリウム燃料サイクルで運転される高速中性子スペクトルを持つ増殖炉が実現する。MSFRには比較的少量の初期在庫がある。²³³
U . MSFR は液体燃料で稼働し、炉心内には固形物はありません。これにより、固体燃料を使用する原子炉よりもはるかに高い比出力を達成できる可能性があります。発生した熱は熱伝達流体に直接伝わります。MSFR では、少量の溶融塩が核分裂生成物の除去処理のために確保され、その後原子炉に戻されます。これにより、MSFR は原子炉を停止せずに燃料を再処理することができます。これは、固体燃料原子炉と比較して大きく異なります。固体燃料原子炉には、固体燃料を生産するための施設と使用済み核燃料を処理するための施設が別々にあるためです。MSFR は、オンライン燃料制御と柔軟な燃料処理により、さまざまな燃料組成を使用して稼働できます。^[28]

標準的な MSFR は、燃料塩の総容積が 18 m3、平均燃料温度が 750 °C の 3000 MWth 原子炉です^。炉心の形状は、高さと直径の比が 1 のコンパクトな円筒形で、液体フッ化物燃料塩が下から上へ流れます。上から下への塩の戻り循環は、炉心の周囲にある 16 のグループのポンプと熱交換器に分割されています。燃料塩が 1 サイクルを完了するには約 3 ～ 4 秒かかります。運転中は常に、燃料塩の総容積の半分が炉心にあり、残りは外部燃料回路 (塩コレクター、塩気泡分離器、燃料熱交換器、ポンプ、塩インジェクター、パイプ) にあります。^[28] MSFR には、検出および開放技術などの冗長性と信頼性を備えたデバイスによって起動および実行される緊急排水システムが含まれています。運転中は、各セクターのポンプの電力を制御することで、燃料塩の循環速度を調整できます。中間流体の循環速度は、中間回路ポンプの電力を制御することで調整できます。中間交換器内の中間流体の温度は、二重バイパスを使用して管理できます。これにより、変換交換器の入口での中間流体の温度を一定に保ちながら、中間交換器の入口での温度を制御された方法で上昇させることができます。コアの温度は、コアに注入される気泡の割合を変えることで調整できます。これは、気泡が塩の密度を下げるためです。その結果、燃料塩の平均温度が低下します。通常、燃料塩の温度は、3% の割合の気泡を使用して 100 °C 下げることができます。MSFR には、制御された定期排出と緊急排出の 2 つの排出モードがあります。制御された定期排出中、燃料塩はアクティブに冷却された貯蔵タンクに移されます。排出前に燃料温度を下げることができますが、これによりプロセスが遅くなる可能性があります。このタイプの排出は、セクターが交換される 1 ～ 5 年ごとに実行できます。緊急排出は、動作中に異常が発生した場合に実行されます。燃料塩は、能動的な装置または受動的な手段によって緊急排水タンクに直接排出できます。 熱除去が失われた場合に燃料塩の加熱を制限するために、排水は迅速に行う必要があります。

フッ化物塩冷却高温炉（FHR）は、先進高温炉（AHTR）とも呼ばれ、^[29]長期的には有望視されている第4世代溶融塩炉の派生型として提案されている。^[25] FHR/AHTR炉は、固体燃料システムと溶融フッ化物塩を冷却材として使用する。

研究対象となっている超高温炉(VHTR)の 1 つのバージョンは、液体塩超高温炉 (LS-VHTR) です。この炉では、単一のヘリウム ループではなく、一次ループの冷却材として液体塩を使用します。この炉では、グラファイトに分散した「TRISO」燃料を使用します。初期の AHTR 研究では、六角形の減速グラファイト ブロックに挿入されるグラファイト ロッドの形のグラファイトに重点が置かれていましたが、現在の研究では主にペブル型燃料に重点が置かれています。^[要出典] LS-VHTR は、超高温で動作できます (ほとんどの溶融塩候補の沸点は 1400 °C を超えます)。低圧冷却は、水素製造施設の条件に合わせて使用​​できます (ほとんどの熱化学サイクルでは 750 °C を超える温度が必要です)。同様の条件で動作するヘリウム冷却 VHTR よりも電気変換効率が高く、事故が発生した場合でも受動的安全システムと核分裂生成物の保持が向上します。^[要出典]

溶融トリウム塩を含む原子炉は液体フッ化トリウム原子炉（LFTR）と呼ばれ、トリウム燃料サイクルを活用することになる。日本、ロシア、オーストラリア、米国の民間企業と中国政府がこの技術の開発に関心を示している。^{[30] [31] [32]}

支持者たちは、500トンのトリウムがあれば米国の年間エネルギー需要を賄えると見積もっている。^[33]米国地質調査所は、米国で最大のトリウム鉱床であるモンタナ州とアイダホ州の境界にあるレムヒパス地区には、64,000トンのトリウム埋蔵量があると推定している。^[34]

従来、これらの原子炉は溶融塩増殖炉 (MSBR) またはトリウム溶融塩原子炉 (TMSR) として知られていましたが、2000 年代初頭にカーク・ソレンセンによって LFTR という名前がブランド変更として推進されました。

安定塩炉は、従来の LWR 燃料ピンに溶融塩燃料を静的に保持するという比較的最近の概念です。燃料塩のポンプ輸送、および高放射性で高温かつ化学的に複雑な流体を循環させることから生じる腐食/堆積/保守/封じ込めの問題はすべて不要になりました。燃料ピンは、一次冷却材として機能する別の非核分裂性フッ化物塩に浸されています。

二流体原子炉の典型的な例としては、鉛冷却塩燃料原子炉があります。

MSR の研究は、米国の航空機原子力推進プログラムを支援する米国航空機原子炉実験 (ARE) から始まりました。ARE は、原子力爆撃機のエンジンとして使用するために 高エネルギー密度を達成するように設計された2.5 MW_原子炉実験でした。

このプロジェクトには、国立原子炉試験所（現在のアイダホ国立研究所）での熱伝達炉実験（HTRE-1、HTRE-2、HTRE-3）と総称される高温およびエンジン試験、およびオークリッジ国立研究所（ARE）の実験用高温溶融塩炉などの試験が含まれていました。

ARE は燃料として溶融フッ化物塩NaF/ZrF ₄ /UF ₄ (53-41-6  mol% ) を使用し、ベリリウム酸化物(BeO) で減速しました。液体ナトリウムは二次冷却材でした。

この実験では最高温度が860℃に達し、1954年に9日間で100MWhの電力を生産した。この実験では金属構造と配管にインコネル600合金が使用された。 ^[9]

1957年、オークリッジ国立研究所の臨界実験施設でMSRが稼働した。これはプラット・アンド・ホイットニー航空機会社（PWAC）の循環燃料炉プログラムの一部であった。これはプラット・アンド・ホイットニー航空機原子炉1（PWAR-1）と呼ばれた。実験は数週間にわたって行われ、実質的にはゼロ電力であったが、臨界に達した。動作温度は約675℃（1,250°F）で一定に保たれた。PWAR-1はNaF/ZrF ₄ /UF _4を主燃料および冷却剤として使用した。これはこれまでに建造された3つの臨界MSRのうちの1つであった。^[35]

オークリッジ国立研究所(ORNL) は、1960 年代を通じて MSR の研究を主導しました。その研究の多くは、溶融塩炉実験 (MSRE) で最高潮に達しました。MSRE は、液体フッ化物トリウム炉(LFTR)と呼ばれる一種の熱外トリウム溶融塩増殖炉の中性子「核」をシミュレートする7.4 MW _{th の}試験炉でした。トリウム塩の大型 (高価な) 増殖ブランケットは、中性子測定のために省略されました。

MSRE の配管、炉心容器、構造部品はハステロイNで作られ、熱分解グラファイトで減速された。1965 年に臨界に達し、4 年間稼働した。燃料はLiF/BeF ₂ /ZrF ₄ /UF ₄ (65-29-5-1) mol% で、グラファイト コアが減速した。二次冷却材はFLiBe ( 2LiF·BeF ₂ ) だった。最高温度は 650 °C (1,202 °F) に達し、フルパワー運転の約 1.5 年分に相当する性能を達成した。

1970年から1976年にかけて、ORNLは溶融塩増殖炉（MSBR）の設計を研究した。燃料はLiF/BeF ₂ /ThF ₄ /UF ₄（72-16-12-0.4）mol%で、黒鉛減速材を使用する。二次冷却材はNaF/Na[BF ₄ ]。最高運転温度は705 °C（1,301 °F）となる予定だった。^[8] 4年ごとの交換スケジュールに従うことになっていた。MSRプログラムは1970年代初頭に液体金属高速増殖炉（LMFBR）に取って代わられ終了し、^[37]その後、米国での研究は停滞した。^{[38] [39] [40]} 2011年現在、AREとMSREは稼働している唯一の溶融塩炉である。 ^{[アップデート]}

MSBRプロジェクトは1968年から1976年にかけて（2023年のドル換算で^[41]）7,760万ドルの資金提供を受けた。^[42]

公式には、このプログラムは以下の理由でキャンセルされました。

• 米国におけるこの計画に対する政治的、技術的支援は地理的にあまりにも薄かった。米国内でこの技術がよく理解されていたのはオークリッジだけだった。^[37]
• 当時、MSRプログラムは高速増殖炉プログラムと競合していた。高速増殖炉プログラムは早くから開始され、政府の開発資金が潤沢で、契約によって国内の多くの地域に利益がもたらされていた。MSR開発プログラムが商業開発につながる拡大プログラムを正当化できるほどに進展したとき、米国原子力委員会（AEC）はLMFBRから競合プログラムに多額の資金を流用することを正当化できなかった。 ^[37]

変性溶融塩炉（DMSR）はオークリッジの理論設計であったが、結局建設されなかった。

エンゲルらは1980年に、このプロジェクトは「変性ウラン235（低濃縮ウラン）を燃料とし、最小限の化学処理で運転する溶融塩原子炉の概念的実現可能性を検討した」と述べている。主な設計上の優先事項は核拡散抵抗性であった。^[10] DMSRは理論的には部分的にトリウムやプルトニウムを燃料とすることができるが、低濃縮ウラン（LEU）のみを燃料とすることで核拡散抵抗性を最大化することができる。

DMSR のその他の目標は、研究開発を最小限に抑え、実現可能性を最大化することであった。第 4 世代国際フォーラム (GIF) は、溶融塩炉の技術ギャップとして「塩処理」を挙げている。^[7] DMSR の設計では、増殖炉ではなくバーナーであるため、理論的には最小限の化学処理しか必要としない。^[要出典]

英国原子力研究所（AERE）は、ハーウェル、カルハム、リズリー、ウィンフリスの国立研究所で代替溶融塩高速炉設計を開発していた。AEREは塩化物を使用した鉛冷却2.5GWe溶融塩高速炉（MSFR）コンセプトに焦点を当てることを選択した。^[43]彼らはまた、冷却剤としてヘリウムガスを研究した。^{[44] [45]}

英国のMSFRはプルトニウムを燃料とする予定だったが、英国のプルトニウム備蓄のおかげで、プログラムの研究者らはプルトニウムを「無料」の燃料とみなしていた。

設計は異なっていたが、ORNLとAEREはこの期間中、情報交換や専門家の訪問を通じて連絡を取り合っていた。概念に関する理論的な作業は1964年から1966年にかけて行われ、実験作業は1968年から1973年にかけて行われた。このプログラムは、年間約10万～20万ポンド（2005年の価値で200万～300万ポンドに相当）の政府資金を受けていた。この資金は1974年に終了したが、その理由の1つは、同年に臨界に達したドゥンレイの高速炉プロトタイプの成功であり、資金提供の優先事項とみなされていたためである。^[43]

ソ連では、1970年代後半にクルチャトフ研究所で溶融塩炉の研究プログラムが開始された。このプログラムには理論的および実験的研究、特に溶融塩容器材料の機械的、腐食的、放射線的特性の調査が含まれていた。主な調査結果は、溶融塩炉の実用化を妨げる物理的または技術的な障害はないという結論を裏付けた。^{[46] [47] [48]}

核融合発電やその他の原子力発電計画の継続的な遅延と、温室効果ガス（GHG）の排出を最小限に抑えるエネルギー源の需要の増加により、新世紀にはMSRへの関心が再び高まりました。 ^{[38] [49]}

カナダに拠点を置くTerrestrial Energy社は、Integral Molten Salt Reactor (IMSR) と呼ばれる DMSR 設計を開発しています。IMSR は、小型モジュール炉(SMR)として配備できるように設計されており、現在認可申請中の設計は、400MW の熱出力 (190MW の電気出力) です。動作温度が高いため、IMSR は従来の電力市場だけでなく、産業用熱市場でも利用できます。主な設計上の特徴には、グラファイトによる中性子減速、低濃縮ウランによる燃料供給、コンパクトで交換可能なコアユニットなどがあります。崩壊熱は、窒素 (緊急時の代替として空気を使用) を使用して受動的に除去されます。後者の特徴により、産業用展開に必要な操作の簡略化が実現します。^[50]

テラストリアルは2017年にカナダ原子力安全委員会による事前認可審査の第一段階を完了し、設計上の特徴は概ね安全であり、最終的には原子炉建設の認可を取得できるという規制上の見解を示した。^{[51] [52]}

英国に本拠を置くモルテックス・エナジー社の子会社であるモルテックス・エナジー・カナダは、カナダのポイント・レプローにおけるパイロットプラントの開発についてニューブランズウィック・パワー社からの支援を受けており^[53]、またIDOM（国際エンジニアリング会社）からの資金援助も受けており^[54]、現在はカナダのベンダー設計審査プロセスに取り組んでいる。^{[55]このプラントは、同社の}安定塩炉設計の廃棄物燃焼バージョンを採用する予定である。

中国は2011年1月にトリウム研究プロジェクトを開始し、2021年までに約30億元（5億ドル）を費やした。^{[30] [2]}ペブルベッド技術に基づく固体燃料バージョン（TMSR-SF）の100MWのデモンストレーターは、2024年までに準備が整う予定だった。液体燃料バージョン（TMSR-LF）の10MWパイロットとより大きなデモンストレーターは、それぞれ2024年と2035年に目標とされた。^{[56] [57]その後、中国は2020年までに}武威研究施設の地下に12MWの原子炉2基を建設するプログラムを加速し、^[58] 2メガワットのTMSR-LF1プロトタイプから始めた。^[59]このプロジェクトは、新しい耐腐食性材料をテストすることを目指した。^[58] 2017年にANSTO /上海応用物理研究所は、MSRで使用するためのNiMo-SiC合金の開発を発表しました。^{[60] [61]}

中国は2021年、武威プロトタイプの運用が9月にトリウム発電を開始し、^[62]プロトタイプは約1,000世帯に電力を供給することができると発表しました。^[63]オークリッジプロジェクトに続く世界初の原子炉溶融塩炉です。100MWの後継機は高さ3メートル、幅2.5メートルになると予想されており、^[64] 10万世帯に電力を供給できます。^[65]

商業用原子炉のさらなる開発が発表され、完成予定日は2030年となっている。 ^[66]中国政府は、中国西部の砂漠と平原のほか、中国の「一帯一路」構想に参加している国々に最大30基の原子炉を建設する計画である。^[65]

2022年、上海応用物理研究所（SINAP）は生態環境省から実験的なトリウム駆動型原子炉の稼働を承認された。^[67]

コペンハーゲン・アトミクスは、大量生産可能な溶融塩炉を開発しているデンマークの溶融塩技術会社です。コペンハーゲン・アトミクス廃棄物バーナーは、単一流体、重水減速、フッ化物ベース、熱スペクトル、自律制御の溶融塩炉です。これは、漏れのない 40 フィートのステンレス鋼輸送コンテナ内に収まるように設計されています。重水減速器は塩から断熱されており、継続的に排出され、50 °C (122 °F) 未満に冷却されます。溶融リチウム 7 重水酸化物 (⁷
LiOD減速材バージョンも研究されている。この原子炉は、使用済み核燃料から分離されたプルトニウムを第一世代の原子炉の初期核分裂負荷として使用するトリウム燃料サイクルを活用し、最終的にはトリウム増殖炉に移行する。^[68]コペンハーゲン・アトミックスは、バルブ、ポンプ、熱交換器、測定システム、塩化学および精製システム、溶融塩アプリケーション用の制御システムとソフトウェアの開発とテストを積極的に行っている。^[69]

シーボーグ・テクノロジーズは、小型溶融塩炉（CMSR）の炉心を開発している。CMSRは、市販の低濃縮ウランで臨界状態になるように設計された、高温、単一塩、熱MSRである。CMSRの設計はモジュール式で、独自のNaOH減速材を使用している。 ^{[38] [70]}炉心は12年ごとに交換されると推定されている。運転中は燃料は交換されず、12年間の炉寿命全体にわたって燃焼する。シーボーグ炉心の最初のバージョンは、250MWの_th電力と100MWの_e電力を生成する予定である。発電所として、CMSRは約20万世帯に電気、浄水、暖房/冷房を供給することができる。^[71]

CNRSプロジェクトEVOL（液体燃料高速炉システムの評価と実現可能性）プロジェクトは、溶融塩高速炉（MSFR）の設計を提案することを目的とし、[ ^72] 2014年に最終報告書を発表しました。^[73] FHR、MOSART、MSFR、TMSRなどのさまざまなMSRプロジェクトには、共通の研究開発テーマがあります。^[74]

EVOLプロジェクトは、EUが資金提供している溶融塩高速炉の安全性評価（SAMOFAR）プロジェクトによって継続され、いくつかのヨーロッパの研究機関と大学が協力しています。^[75]

ベルリンのドイツ固体原子核物理学研究所は、高速増殖炉鉛冷却 MSR のコンセプトとして二重流体炉を提案しました。元の MSR コンセプトでは、流体塩を使用して核分裂物質を供給し、熱を除去していました。そのため、必要な流速に問題がありました。2 つの異なる流体を別々の円で使用することで、この問題を解決できると考えられています。^{[引用が必要]}

2015年にインドの研究者らは、インドの3段階原子力発電計画に基づくトリウムベースの原子炉の代替案として、MSRの設計を発表しました。 [ ^{76 ]}

ソーコン社はインドネシア市場向けにTMSR-500溶融塩炉を開発している。 ^{[78]インドネシア} 国立研究イノベーション庁は、原子力エネルギー研究機構を通じて、2022年3月29日に溶融塩炉研究への関心を新たにし、トリウム燃料原子炉用の溶融塩炉の研究開発を計画していると発表しました。^{[79] [80]}

富士溶融塩炉は、オークリッジ計画と同様の技術を使用した100～200MWのLFTRである。日本、米国、ロシアの加盟国を含むコンソーシアムがこのプロジェクトを開発している。このプロジェクトでは、フルサイズの原子炉を開発するのに20年かかると見込まれているが[ ₈₁ ^]、資金が不足しているようだ。^[31]

UNOMI溶融塩炉は最大10MW e_の小型原子炉で、遅延中性子の損失、物質移動現象、金属表面の腐食を引き起こす外部一次燃料回路を排除します。 ^{[82] [83]}

2020年、ロスアトムは10MWのFLiBeバーナーMSRを建設する計画を発表した_。 これ は、再処理されたVVER使用済み核燃料からのプルトニウムとマイナーアクチニドのフッ化物を燃料とする。2031年に鉱業化学連合で打ち上げられる予定である。^{[84] [85]}

アルビン・ワインバーグ財団は2011年に設立された英国の非営利団体で、トリウムエネルギーとLFTRの可能性についての認識を高めることを目的としています。2011年9月8日に貴族院で正式に発足しました。 ^{[86] [87] [88]この財団は、トリウムMSR研究の先駆者であるアメリカの原子核物理学者}アルビン・M・ワインバーグにちなんで名付けられました。

モルテックス・エナジーの安定塩炉設計は、英国のイノベーション機関イノベートUKが委託した2015年の調査で、英国で導入される6つのMSR設計の中で最も適したものとして選ばれた。^[89]英国政府の支援は弱いが^[90]、同社の英国部門であるモルテックスフレックスは、2022年10月にFLEX小型モジュール設計を発表した。^[91]

アイダホ国立研究所は、 1000MWの出力が見込まれる溶融塩冷却・溶融塩燃料炉 を設計した^{[いつ? ]} _。 ^[92]

元NASAの科学者でテレダイン・ブラウン・エンジニアリングの主任原子力技術者であるカーク・ソレンセンは、長年にわたりトリウム燃料サイクルを推進し、液体フッ化トリウム原子炉という用語を生み出した。2011年、ソレンセンは軍事基地に電力を供給する20～50MWのLFTR原子炉設計の開発を目的とした会社、フリベ・エナジー^[38]を設立した。（米国の原子力規制環境では、民間の発電所の設計よりも新しい軍事設計の承認が容易である）。^{[32] [93] [94] [95]}

トランスアトミック・パワーは、既存の使用済み核燃料を消費することを目的とした廃棄物消滅溶融塩炉（WAMSR）と呼ばれるものを追求し、^[96] 2011年から2018年に運転を停止し、研究をオープンソース化しました。^{[97] [98]}

2016年1月、米国エネルギー省は第4世代原子炉の設計開発に8000万ドルの助成金を発表した。^[99] 2つの受益者のうちの1つであるサザン社は、この資金を溶融塩化物高速炉（MCFR）の開発に使用します。これは、以前に英国の科学者によって開発されたMSRの一種です。^{[43] [38]}

2021年、テネシー川流域開発公社（TVA）とカイロスパワーは、テネシー州オークリッジに建設されるTRISO燃料、低圧フッ化物塩冷却140MWe試験炉を発表した。このプロジェクトの建設許可は、2023年に米国原子力規制委員会（NCR）から発行された。設計は45％の効率で稼働すると予想されている。出口温度は650℃（1,202℉）。主蒸気圧は19MPa。原子炉構造は316ステンレス鋼。燃料は19.75％に濃縮されている。出力喪失時の冷却は受動的である。^[100] 2024年2月、DOEとカイロスパワーは、原子炉の設計、建設、試運転を支援するために3億300万ドルの技術投資契約を締結した。同社は、プロジェクトのマイルストーンを完了すると固定額の支払いを受けることになっている。^[101]

また2021年には、サザンカンパニーがテラパワーおよび米国エネルギー省と共同で、アイダホ国立研究所に初の高速スペクトル塩原子炉である溶融塩化物原子炉実験施設を建設する計画を発表した。 ^[102]

アビリーン・クリスチャン大学（ACU）は、テキサス州アビリーンのキャンパス内に原子力実験試験（NEXT）研究所の一部として建設される1MWt溶融塩研究炉（MSRR）^[103]の建設許可をNRCに申請しました。ACUは、MSRRが2025年12月までに臨界に達することを計画しています。^[104]

• Energy from Thorium のドキュメント リポジトリには、米国政府のエンジニアリング レポートのスキャン バージョンが多数含まれており、1 万ページを超える建設および運用経験が収録されています。このリポジトリは、航空機原子炉実験および溶融塩燃料原子炉の技術的議論の主な参考資料です。
• ワインバーグ、アルビン・M. (1994)。『最初の核の時代: 技術革新者の生涯と時代』、シュプリンガー・サイエンス&ビジネス・メディア。ISBN 978-1-56396-358-2。
• Bruce Hoglund の多様な興味のホームページ 原子力、トリウム、溶融塩炉など
• 第4世代国際フォーラム MSR ウェブサイト
• INL MSRワークショップ概要
• 「溶融塩化学は加速器駆動核変換システムにおいて重要な役割を果たす」。2013年2月21日時点のオリジナルよりアーカイブ。
• 溶融塩加速器ベースのプルトニウム変換システムの材料に関する考慮事項 JH Devan 他
• 原子力発電はレトロに – より環境に優しい展望で M. ミッチェル ウォルドロップ
• レーン、ジェームズ、A (1958)。流体燃料炉。アディソン・ウェスレーおよび米国原子力委員会。p. 972。

• パシフィック・ノースウェスト国立研究所 – 溶融塩炉の基礎 YouTube
• 国際トリウムエネルギー機構 – www.IThEO.org
• YouTubeの溶融塩炉実験
• アイダホ国立研究所溶融塩炉ファクトシート
• トリウムからのエネルギー ブログ / ウェブサイト
• Google TechTalks – 「液体フッ化物トリウム原子炉: 核融合の目指すもの」ジョー・ボノメッティ博士 NASA / 海軍大学院 YouTube
• ペブルベッド型先進高温炉
• Thorium Remix LFTR in 5 Minutes およびその他の LFTR ドキュメンタリー。
• 中国科学院のクン・チェン氏による中国のトリウム溶融塩炉TMSR計画について
• 溶融塩炉技術のレビュー
• 「MSFR – 参考文献」。2015年11月16日時点のオリジナルよりアーカイブ。
• Heuer, D.; Merle-Lucotte, E.; Allibert, M.; Brovchenko, M.; Ghetta, V.; Rubiolo, P. (2014 年 2 月 1 日)。「溶融塩高速炉によるトリウム燃料サイクルに向けて」。Annals of Nuclear Energy 誌。64 : 421–429。doi :10.1016/j.anucene.2013.08.002 。
• 「Rock Logic YouTubeチャンネル（MSRとLFTRに関するあらゆることを議論します）」。www.youtube.com 。 2022年9月15日閲覧。