核燃料

核燃料は、原子力発電所でタービンを動かすための熱を生成するために使用される物質です。熱は、核燃料が核分裂するときに発生します。核燃料は、すべての実用的な燃料源の中で最も高いエネルギー密度を持っています。核燃料の採掘、精製、精製、使用、および廃棄に関わるプロセスは、総称して核燃料サイクルと呼ばれています。

ほとんどの核燃料には、核分裂を起こして持続させることができる重い核分裂性 アクチニド元素が含まれています。最も重要な3つの核分裂性同位体は、ウラン233、ウラン235、プルトニウム239です。これらの原子の不安定な原子核に動きの遅い中性子が当たると、多くの場合分裂し、2つの娘原子核と2つまたは3つの中性子が生成されます。その場合、放出された中性子はさらに多くの原子核を分裂させます。これにより、原子炉では制御され、核兵器では制御されない自己持続的な連鎖反応が発生します。一方、原子核が分裂せずに中性子を吸収すると、中性子が1つ多く追加されたより重い原子核が生成されます。すべてのタイプの核燃料が核分裂から電力を生み出すわけではありません。プルトニウム238と他のいくつかの同位体は、放射性同位体熱電発電機や他のタイプの原子電池での放射性崩壊によって少量の原子力エネルギーを生成するために使用されます。

核分裂炉の場合、燃料（通常はウランベース）は通常、金属酸化物ベースです。酸化物の融点は金属の融点よりもはるかに高く、すでに酸化状態にあるため燃えないため、金属そのものではなく酸化物が使用されます。

二酸化ウランは黒色の半導体固体である。硝酸ウラニルを加熱してUOを形成することで作ることができる。
₂。

UO ₂ (NO ₃ ) ₂・6 H ₂ O → UO ₂ + 2 NO ₂ + 1/2 O ₂ + 6 H ₂ O (g)

これを水素と加熱してUO ₂に転換する。これは濃縮 六フッ化ウランをアンモニアと反応させて二ウラン酸アンモニウム(NH ₄ ) ₂ U ₂ O ₇と呼ばれる固体にすることで作ることができる。これを加熱 (焼成)してUO を形成する。
₃そしてU ₃ O _{8を水素またはアンモニアで加熱してUO 2}に変換します。^[1] UO _{2 は}有機バインダーと混合され、ペレットに圧縮されます。次に、ペレットをはるかに高い温度（水素またはアルゴン中）で焼成して固体を焼結します。目的は、気孔の少ない高密度の固体を形成することです。

二酸化ウランの熱伝導率はジルコニウム金属に比べて非常に低く、温度が上昇するにつれて低下します。水中での二酸化ウランの腐食は、金属表面の ガルバニック腐食と同様の電気化学プロセスによって制御されます。

炉心環境での通常運転中に中性子束にさらされると、燃料中の²³⁸ Uのごく一部が過剰な中性子を吸収して²³⁹ Uに変換されます。²³⁹ U は急速に²³⁹ Npに崩壊し、さらに急速に²³⁹ Puに崩壊します。 ²³⁹ Puのごく一部は²³⁵ Uよりも中性子断面積が大きいです。²³⁹ Puが蓄積するにつれて、連鎖反応は燃料使用開始時の純粋な²³⁵ Uから、18 ～ 24 か月の燃料曝露期間の終わりには約 70% の²³⁵ Uと 30% の²³⁹ Puの比率に移行します。^[2]

混合酸化物燃料（ MOX燃料）は、プルトニウムと天然ウランまたは劣化ウランの混合物であり、ほとんどの原子炉の設計に使用された濃縮ウラン燃料と似た性質（同一ではない）を持ちます。MOX燃料は、原子力発電の主流である軽水炉で使用される低濃縮ウラン（LEU）燃料の代替品です。

MOXは余剰プルトニウムを原子変換により処分する手段ではあるが、使用済みMOX炉心によって新たな処分問題が生じるのではないかとの懸念も表明されている。商業用核燃料を再処理してMOXを製造する作業は、セラフィールドMOX工場（イギリス）で行われた。2015年現在、MOX燃料はフランスのマルクール原子力発電所で製造されており、ロシアの鉱業化学コンビナート、インド、日本でも同様に少量生産されている。中国は高速増殖炉の 開発と再処理を計画している。

世界原子力エネルギーパートナーシップは、ジョージ・W・ブッシュ政権時代に米国が提案したもので、使用済み核燃料を再処理して、その中のプルトニウムを核燃料としては使えるようにする国際パートナーシップを形成するというものである。米国では、核不拡散の観点から、使用済み商用原子炉燃料の再処理は認められていない。日本を除く他のすべての再処理諸国は、長らく軍事用研究炉燃料から核兵器を製造してきた。通常、燃料は3年ごとに交換され、²³⁹ Puの約半分が原子炉で「燃焼」し、総エネルギーの約3分の1を供給している。これは²³⁵ Uのように振る舞い、核分裂により同様の量のエネルギーを放出する。燃焼度が高いほど、使用済み燃料に含まれるプルトニウムは多くなるが、利用可能な核分裂性プルトニウムは少なくなる。通常、原子炉から排出される使用済み燃料の約 1 パーセントはプルトニウムであり、そのうち約 3 分の 2 は核分裂性燃料です (約 50% ²³⁹ Pu、15% ²⁴¹ Pu )。

金属燃料は酸化物燃料に比べて熱伝導率がはるかに高いという利点があるが、酸化物燃料ほどの高温には耐えられない。金属燃料は1946年のクレメンタイン原子炉から多くの試験研究用原子炉にいたるまで、長い使用歴がある。金属燃料は核分裂性原子の密度が最も高くなる可能性がある。金属燃料は通常合金化されるが、一部の金属燃料は純粋なウラン金属で作られている。使用されてきたウラン合金には、ウランアルミニウム、ウランジルコニウム、ウランシリコン、ウランモリブデン、ウランジルコニウム水素化物（UZrH）、ウランジルコニウム炭窒化物などがある。^[3]前述の燃料はいずれも、閉鎖型核燃料サイクルの一環としてプルトニウムやその他のアクチニドで製造することができる。金属燃料は軽水炉や、実験増殖炉IIなどの液体金属高速増殖炉で使用されている。

TRIGA燃料は、TRIGA (訓練、研究、同位体、一般原子炉) 原子炉で使用されます。TRIGA 原子炉は、UZrH 燃料を使用します。この燃料は、燃料温度係数が負に急激に変化します。つまり、炉心の温度が上昇すると、反応性が低下します。そのため、メルトダウンが発生する可能性は非常に低くなります。この燃料を使用する炉心のほとんどは、「高漏洩」炉心であり、漏洩した余分な中性子を研究に利用できます。つまり、中性子源として使用できます。TRIGA 燃料は、もともと高濃縮ウランを使用するように設計されていましたが、1978 年に米国エネルギー省が研究試験炉向け低濃縮ウラン燃料への原子炉の転換を促進する「低濃縮ウラン燃料研究試験炉」プログラムを開始しました。米国には 35 基の TRIGA 原子炉があり、他の国々にもさらに 35 基あります。

高速中性子炉では、ウランとプルトニウムの中性子捕獲によって生成されたマイナーアクチニドを燃料として使用することができます。金属アクチニド燃料は、通常、ジルコニウム、ウラン、プルトニウム、およびマイナーアクチニドの合金です。金属合金の熱膨張により中性子の漏れが増加するため、本質的に安全にすることができます。

融点を下げるために他の金属と合金にされ、タンタルで包まれた溶融プルトニウム[ 4 ^{]は、1960年代に}ロスアラモス国立研究所の2つの実験炉、LAMPRE IとLAMPRE IIでテストされました。LAMPREは運転中に3回の燃料破損を経験しました^{[5] 。}

酸化物以外のセラミック燃料は、熱伝導率や融点が高いという利点があるが、酸化物燃料よりも膨張しやすいという欠点があり、十分に理解されていない。

窒化ウランは、 NASA が設計する原子炉の燃料としてよく選ばれます。窒化ウランの利点の 1 つは、UO ₂よりも熱伝導率が高いことです。窒化ウランは融点が非常に高いです。この燃料の欠点は、(より一般的な¹⁴ Nの代わりに) ¹⁵ Nを使用しない限り、(n,p)反応によって窒素から大量の¹⁴ C が生成されてしまうことです。

このような燃料に必要な窒素は非常に高価なので、¹⁵ Nを回収するには燃料の焼成処理が必要になる可能性が高い。燃料が処理されて硝酸に溶解されると、 ¹⁵ Nが濃縮された窒素が一般的な¹⁴ Nで希釈される可能性が高い。フッ化物揮発法は硝酸に依存しない再処理方法だが、比較的小規模な施設でのみ実証されているのに対し、確立されたPUREXプロセスは使用済み核燃料の約 3 分の 1 に商業的に使用されている (残りは主に「ワンススルー燃料サイクル」の対象)。

すべての窒素フッ化物化合物は室温で揮発性または気体であり、他の気体生成物（回収された六フッ化ウランを含む）から分留して、最初に使用した窒素を回収することができます。燃料が非放射性炭素（一般的な核分裂生成物ではなく、減速材として使用しない原子炉には存在しない）による汚染が低いように処理できれば、フッ化物の揮発性を利用して、¹⁴
四フッ化炭素を製造することによって生成されるC。¹⁴
C は、ダイヤモンド電池と呼ばれる特に長寿命の低電力原子力電池での使用が提案されています。

ウラン炭化物について知られていることの多くは、 1960 年代から 1970 年代にかけて集中的に研究された液体金属高速炉のピン型燃料要素の形でのものです。最近では、板状燃料、特にマイクロ燃料粒子 (三構造等方性粒子など) の形でのウラン炭化物への関心が再燃しています。

高い熱伝導率と高い融点により、ウラン炭化物は魅力的な燃料となっている。さらに、この燃料には酸素が含まれていないこと（照射中に酸素_やその他のガスの生成により過剰なガス圧が発生する可能性がある）とセラミックコーティングを補完する能力（セラミックとセラミックの界面には構造的および化学的利点がある）により、ウラン炭化物はガス冷却高速炉などの特定の第4世代原子炉の理想的な燃料候補となる可能性がある。炭素の中性子断面積は低いが、燃焼期間中、主に¹²
Cは中性子捕獲を受けて安定した¹³
Cと放射性¹⁴
C . とは異なり、¹⁴
Cは硝酸ウランを使用して生成され、¹⁴
Cは全体の炭素含有量の中でわずかな同位体不純物しか占めず、そのため炭素含有量全体が非核用途には適さないものとなるが、¹⁴
C濃度は、濃縮なしでは原子力電池に使用するには低すぎます。減速材として使用されていた原子炉から排出された原子炉用黒鉛にも同じ問題があります。

液体燃料には溶解した核燃料が含まれており、従来の固体燃料アプローチと比較して、運用上の多くの利点があることが実証されています。^[6]液体燃料原子炉は、本質的に安定した「自己調整型」原子炉ダイナミクスにより、安全性の面で大きな利点があります。これにより、原子炉の暴走メルトダウンの可能性が実質的に排除され、発電や高温産業用熱アプリケーションに適した自動負荷追従機能を提供するという 2 つの大きな利点があります。

一部の液体炉心設計では、燃料を受動的に安全なダンプタンクに迅速に排出できます。この利点は、1965 年から 1969 年にかけて 大成功を収めた溶融塩炉実験中に、毎週の停止手順の一部として繰り返し実証されました。

液体コアはキセノンガスを放出することができ、通常は中性子吸収体として機能します（¹³⁵
Xeは最も強力な中性子毒物であり、直接生成されるほか、¹³⁵
溶融塩炉は、核分裂生成物としてIを放出し、固体燃料要素の構造的閉塞を引き起こします（その結果、多くの長寿命アクチニドを含む核燃料の98％以上が未燃焼のまま、固体燃料棒が早期に交換されます）。対照的に、溶融塩炉は、燃料混合物をかなり長期間保持できるため、燃料効率が劇的に向上し、通常の運転特性の一部として、廃棄物の大部分が焼却されます。¹³⁵
Xeは中性子を捕獲する代わりに逃げて、基本的に安定で化学的に不活性な状態になる。¹³⁶
Xeは、化学的に非常に反応性が高く、長寿命の放射性物質に急速に崩壊する。¹³⁵
Csは他のアルカリ金属と同様の挙動を示し、代謝によって生物に取り込まれる可能性があります。

溶融塩燃料は、アクチニド塩（例：フッ化トリウム/ウラン/塩化物）と他の塩の混合物であり、数百℃の典型的な融点を超える液体の状態で使用される。液体フッ化トリウム原子炉（LFTR）などの一部の溶融塩燃料原子炉設計では、この燃料塩が冷却材としても機能する。安定塩原子炉などの他の設計では、燃料塩は燃料ピンに含まれ、冷却材は別の非放射性塩である。さらに、燃料が溶融塩の形ではなく、溶融塩が冷却に使用される溶融塩冷却原子炉のカテゴリもある。

溶融塩燃料は、溶融塩炉実験として知られる LFTR やその他の液体炉心炉実験で使用されました。溶融塩炉の液体燃料は、リチウム、ベリリウム、トリウム、ウランのフッ化物の混合物、LiF-BeF ₂ -ThF ₄ -UF ₄ (72-16-12-0.4 mol%) でした。実験ではピーク動作温度は 705 °C でしたが、溶融塩の沸点は 1400 °C を超えていたため、これよりはるかに高い温度で動作することもできました。

水性均質原子炉( AHR)は、硫酸ウラニルまたはその他のウラン塩の水溶液を使用します。歴史的に、AHR はすべて小型の研究用原子炉であり、大型の発電用原子炉ではありませんでした。

二流体炉（ DFR）には、U-CrやU-Feなどの共晶液体金属合金で動作するDFR/mの変種がある。 ^[7]

二酸化ウラン（UO ₂）粉末を円筒形のペレットに圧縮し、高温で焼結して、高密度で物理的特性と化学組成が明確に定義されたセラミック核燃料ペレットを製造する。均一な円筒形の形状を狭い許容誤差で実現するために、研削工程が使用される。このような燃料ペレットは次に積み重ねられ、金属管に充填される。管に使用される金属は、原子炉の設計によって決まる。以前はステンレス鋼が使用されていたが、現在ではほとんどの原子炉で、耐腐食性が高いだけでなく中性子吸収率が低いジルコニウム合金が使用されている。燃料ペレットを含む管は密閉されており、これらの管は燃料棒と呼ばれる。完成した燃料棒は燃料集合体にまとめられ、発電用原子炉の炉心を構築するのに使用される。

被覆は燃料棒の外側の層で、冷却材と核燃料の間にあります。被覆は耐腐食性があり、熱中性子の吸収断面積が小さい材料でできており、現代の構造では通常ジルカロイまたは鋼、または現在は廃止されているマグノックス原子炉では少量のアルミニウムと他の金属を含むマグネシウムでできています。被覆は、放射性の核分裂片が燃料から冷却材に漏れて冷却材を汚染するのを防ぎます。放射能漏れを防ぐほかに、被覆は冷却材を可能な限り腐食しないようにし、化学的に攻撃的な核分裂生成物と冷却材の反応を防ぐ役割も果たします。たとえば、反応性の高いアルカリ金属のセシウムは水と強く反応して水素を生成し、より一般的な核分裂生成物の 1 つです。^[a]

• 
  原子力規制委員会(NRC) による未照射 (新しい) 燃料ペレットの写真。
• 
  組み立て準備が整った新鮮な燃料ペレットの NRC の写真。
• 
  検査中の新しい燃料集合体のNRCの写真。

加圧水型原子炉(PWR) の燃料は、束ねられた円筒形の棒で構成されています。ウラン酸化物セラミックはペレットに成形され、束ねられたジルカロイ管に挿入されます。ジルカロイ管の直径は約 1 センチメートル (0.4 インチ) で、燃料被覆管の隙間にはヘリウムガスが充填されており、燃料から被覆管への熱伝導が改善されています。燃料バンドル 1 つあたり約 179 ～ 264 本の燃料棒があり、約 121 ～ 193 本の燃料バンドルが原子炉の炉心に装填されています。通常、燃料バンドルは 14×14 ～ 17×17 に束ねられた燃料棒で構成されています。PWR 燃料バンドルの長さは約 4 メートル (13 フィート) です。PWR 燃料バンドルでは、制御棒が上部から直接燃料バンドルに挿入されます。燃料バンドルは通常、^{235 U が数パーセント濃縮されています。腐食や}水素脆化につながるセラミック燃料内の水分を除去するため、ウラン酸化物はチューブに挿入する前に乾燥されます。長期間にわたる燃料棒の破損につながるペレットと被覆管の相互作用を最小限に抑えるため、ジルカロイチューブはヘリウムで加圧されます。

沸騰水型原子炉(BWR) の燃料は、束が「缶詰」になっている点を除いて PWR 燃料に似ています。つまり、各束の周囲に細い管があります。これは主に、局所的な密度の変化が原子炉コアの中性子工学および熱水力学に影響するのを防ぐために行われます。現代の BWR 燃料束には、製造元に応じて、アセンブリごとに 91、92、または 96 本の燃料棒があります。米国の BWR では、最小のアセンブリで 368 本のアセンブリから最大のアセンブリで 800 本のアセンブリまでの範囲で原子炉コアが形成されます。各 BWR 燃料棒には、約 3 標準気圧 (300 kPa) の圧力までヘリウムが充填されています。

カナダ重水素ウラン燃料（CANDU）燃料バンドルは、長さ約0.5メートル（20インチ）、直径10センチメートル（4インチ）です。これらは、ジルコニウム合金の端板に溶接されたジルコニウム合金チューブ内の焼結（UO ₂）ペレットで構成されています。各バンドルの重量は約20キログラム（44ポンド）で、典型的な炉心装荷は設計に応じて約4500〜6500バンドルです。現代のタイプでは通常、バンドルの長軸の周りに放射状に配置された37本の同一の燃料ピンがありますが、過去にはいくつかの異なる構成とピン数が使用されていました。CANFLEXバンドルには43個の燃料要素があり、要素のサイズは2種類あります。直径は約10センチメートル（4インチ）、長さは0.5メートル（20インチ）、重量は約20キログラム（44ポンド）で、37ピンの標準バンドルに代わるものです。 2つの異なるピン径を利用することで、燃料性能を向上させるよう特別に設計されている。現在のCANDU設計では、臨界を達成するために濃縮ウランを必要としない（軽水減速材に比べて重水減速材の中性子吸収が低いため）が、いくつかの新しいコンセプトでは、原子炉のサイズを小さくするために低濃縮が求められる。アルゼンチンのアトゥチャ原子力発電所は、CANDUと似た設計だがドイツのKWUによって建設され、当初は非濃縮燃料用に設計されていたが、その後、わずかに濃縮された燃料に切り替えられ、 ²³⁵
天然ウランよりも 約0.1パーセントポイント高いU含有量。

その他のさまざまな核燃料形態は特定の用途で使用されていますが、BWR、PWR、CANDU 発電所で使用されるものほど広く使用されていません。これらの燃料形態の多くは研究用原子炉でのみ使用されているか、軍事用途に使用されています。

マグノックス（マグネシウム非酸化）原子炉は、加圧式、二酸化炭素冷却式、黒鉛減速炉で、燃料として天然ウラン（すなわち、未濃縮）を使用し、燃料被覆としてマグノックス合金を使用しています。作動圧力は、鋼鉄圧力容器の場合 6.9 ～ 19.35 バール（100.1 ～ 280.6 psi）で、2 つの鉄筋コンクリート設計は 24.8 バールと 27 バール（24.5 および 26.6 atm）で作動しました。マグノックス合金は主にマグネシウムで構成され、少量のアルミニウムとその他の金属が含まれ、未濃縮ウラン金属燃料を非酸化性の被覆で被覆して核分裂生成物を封じ込めるために使用されます。この材料は中性子捕獲断面積 が低いという利点がありますが、2 つの大きな欠点があります。

• これにより、プラントの最高温度が制限され、熱効率も制限されます。
• これは水と反応し、使用済み燃料プールなどの水中での使用済み燃料の長期保管を防止します。

マグノックス燃料は、低い動作温度にもかかわらず最大限の熱伝達を実現するために冷却フィンを組み込んでおり、製造コストが高くなっています。酸化物ではなくウラン金属を使用することで、核再処理はより簡単になり、したがって安価になりましたが、原子炉から取り出した直後に燃料を再処理する必要があるため、核分裂生成物の危険性は深刻でした。この問題に対処するには、高価な遠隔処理施設が必要でした。

三構造等方性 (TRISO) 燃料は微粒子燃料の一種です。粒子はUO _X燃料 ( UCまたは UCO の場合もあります) の核から成り、流動化化学蒸着(FCVD) によって堆積された 3 つの等方性材料の 4 つの層でコーティングされています。4 つの層は、核分裂生成物の反動を吸収する炭素でできた多孔質のバッファ層、保護用の高密度の熱分解炭素(PyC) の内層、高温で核分裂生成物を保持し TRISO 粒子の構造的完全性を高めるためのSiCのセラミック層、高密度の PyC 外層です。TRISO 粒子はその後、円筒形または球形のグラファイト ペレットに封じ込められます。TRISO 燃料粒子は、最高 1600 °C の温度でプロセスによる応力 (熱膨張差や核分裂ガス圧力など) によって割れないように設計されているため、適切に設計された原子炉では、最悪の事故シナリオでも燃料を封じ込めることができます。こうした原子炉設計の 2 つは、角柱型ガス冷却原子炉 ( GT-MHRなど) とペブルベッド原子炉(PBR) です。これらの原子炉設計は両方とも高温ガス炉(HTGR) です。これらは、さらに高い HTGR 出口温度を達成しようとしている 第 4 世代イニシアチブの 6 つの原子炉設計クラスの 1 つである超高温原子炉(VHTR) の基本的な原子炉設計でもあります。

TRISO燃料粒子はもともとイギリスでドラゴン原子炉プロジェクトの一環として開発された。拡散障壁としてSiCを組み込むことを最初に提案したのはDTリビーだった。^[8] TRISO燃料を使用した最初の原子炉はドラゴン原子炉で、最初の発電所はTHTR-300だった。現在、TRISO燃料コンパクトは中国のHTR-10や日本の高温工学試験炉など、いくつかの実験炉で使用されている。米国では、UO ₂とUC固溶体核を持つTRISO粒子を利用した球状燃料要素がXe-100で使用されており、Kairos PowerはTRISOを使用する140MWE原子炉を開発している。^[9]

QUADRISO 粒子では、可燃性中性子毒(ユーロピウム酸化物またはエルビウム酸化物または炭化物) 層が通常の TRISO 粒子の燃料核を取り囲み、過剰な反応をより適切に管理します。炉心に TRISO 燃料と QUADRISO 燃料の両方が装備されている場合、使用開始時には中性子は可燃性毒物によって阻止されるため、QUADRISO 粒子の燃料に到達しません。原子炉の運転中、毒物への中性子照射により、毒物は「燃え尽きる」か、または徐々に非毒物同位体に変換され、この毒物効果が減少して、連鎖反応の維持に使用できる中性子が徐々に多くなります。このメカニズムは、核分裂生成物の不可避的な一部である望ましくない中性子毒物の蓄積と、通常の核分裂性燃料の「燃え尽きる」または減少を補います。一般化された QUADRISO 燃料コンセプトでは、毒物は最終的に燃料核または外側のパイロカーボンと混合される可能性があります。 QUADRISO ^{[10]のコンセプトは}アルゴンヌ国立研究所で考案されました。

RBMK 原子炉燃料は、ソ連が設計し、製造したRBMK型原子炉で使用されました。これは、低濃縮ウラン酸化物燃料です。RBMK の燃料要素はそれぞれ 3 メートルの長さで、各燃料チャネル (圧力管) に 2 つずつ背中合わせに配置されています。ロシアの VVER 原子炉使用済み燃料から再処理されたウランは、RBMK 燃料の製造に使用されます。チェルノブイリ事故後、制御棒の改造と追加の吸収装置の導入を補うために、燃料の濃縮度は 2.0% から 2.4% に変更されました。

CerMet 燃料は、金属マトリックスに埋め込まれたセラミック燃料粒子 (通常は酸化ウラン) で構成されています。このタイプの燃料が米国海軍の原子炉で使用されていると仮説されています^{(誰が仮説を立てたのでしょうか)}。この燃料は熱輸送特性が高く、大きな膨張にも耐えることができます。

プレート型燃料は、長年にわたって人気が落ちている。プレート型燃料は、通常、金属被覆材の間に挟まれた濃縮ウランで構成されている。プレート型燃料は、セラミック製の円筒形燃料で見られるような高温を伴わずに、材料照射研究や同位体生成などの用途で、高い中性子束が求められるいくつかの研究炉で使用されている。現在、アイダホ国立研究所の先進試験炉(ATR)と、マサチューセッツ大学ローウェル放射線研究所の原子炉研究炉で使用されている。^[要出典]

ナトリウム結合燃料は、燃料スラグ (またはペレット) と被覆管の間の隙間に液体ナトリウムを含む燃料です。このタイプの燃料は、ナトリウム冷却液体金属高速炉でよく使用されます。EBR-I、EBR-II、FFTF で使用されています。燃料スラグは金属またはセラミックです。ナトリウム結合は、燃料の温度を下げるために使用されます。

事故耐性燃料（ATF）は、冷却材喪失事故（LOCA）や反応誘発事故（RIA）などの事故条件下での燃料性能を改善するために研究されている一連の新しい核燃料概念です。これらの懸念は、日本の福島第一原子力発電所の事故後、特に事故条件下での軽水炉（LWR）燃料の性能に関して顕著になりました。^[11]

様々なタイプのATF材料に対する新しい燃料被覆材システムの適用について中性子解析が行われた。^[12]

この研究の目的は、既存の燃料設計よりもかなり長い期間、能動冷却の喪失に耐えることができ、事故時の放射性核種の放出を防止または遅らせることができる核燃料を開発することです。 ^[13]この研究は、燃料ペレットと被覆管の設計を再考すること、^{[14] [15]}および両者の相互作用に焦点を当てています。^{[16] [12] [17] [18] [19]}

使用済み核燃料は、核分裂生成物、ウラン、プルトニウム、超プルトニウム金属の複雑な混合物です。高温の原子炉で使用された燃料では、燃料が不均質であることが一般的で、燃料にはパラジウムなどの白金族金属のナノ粒子が含まれることがよくあります。また、燃料はひび割れ、膨張し、融点近くまで加熱されている可能性があります。使用済み燃料はひび割れる可能性があるにもかかわらず、水に非常に溶けにくく、アクチニドと核分裂生成物の大部分を二酸化ウランの結晶格子内に保持することができます。使用済み核燃料からの放射線の危険性は、放射性成分が崩壊するにつれて低下しますが、長年にわたって高いままです。たとえば、原子炉から除去されてから10年後でも、一般的な使用済み燃料集合体の表面線量率は依然として10,000レム/時を超えており、わずか数分で致死量になります。^[20]

放出には主に 2 つのモードがあり、核分裂生成物が蒸発するか、燃料の小さな粒子が分散されます。

照射後検査 (PIE) は、核燃料などの使用済み核物質の研究です。その目的はいくつかあります。使用済み燃料を検査することで、通常の使用中に発生する故障モード (および事故時の燃料の挙動) を研究できることがわかっています。さらに、燃料のユーザーが品質を保証できる情報が得られ、新しい燃料の開発にも役立ちます。大事故の後、炉心 (または炉心の残骸) は通常、何が起こったのかを調べるために PIE の対象となります。PIE が行われる場所の 1 つは、EU の高放射性物質研究センターである ITU です。

高放射線環境（原子炉など）にある材料は、膨張^[21]や非熱クリープなどの特異な挙動を示すことがあります。材料内で核反応が起こると（燃料内で起こるような）、化学量論も時間の経過とともにゆっくりと変化します。これらの挙動は、新しい材料特性、亀裂、核分裂ガスの放出につながる可能性があります。

二酸化ウランの熱伝導率は低く、多孔性と燃焼の影響を受けます。燃焼により、ランタニドなどの核分裂生成物が格子に溶解し、パラジウムなどの核分裂生成物が沈殿し、キセノンやクリプトンなどの核分裂生成物による核分裂ガス泡が形成され、格子が放射線損傷を受けます。熱伝導率が低いと、使用中にペレットの中心部が過熱する可能性があります。多孔性により、燃料の熱伝導率が低下し、使用中に膨張が発生します。

国際原子力安全センター^[22]によれば、二酸化ウランの熱伝導率は一連の方程式によってさまざまな条件下で予測できる。

燃料の かさ密度は熱伝導率と関係があります。

ここでρは燃料の嵩密度、ρ _{td は}二酸化ウランの理論密度です。

多孔質相の熱伝導率 ( K _f ) は、完全相の伝導率 ( K _o、多孔性なし) と次の式で関連しています。s は孔の形状係数を表す用語であることに注意してください。

K _f = K _o (1 − p /1 + ( s  − 1) p )

熱伝導率の測定には、リースのディスク、フォーブス法、サールの棒などの従来の方法を使用するのではなく、小さな燃料ディスクを炉内に置くレーザー フラッシュ分析を使用するのが一般的です。必要な温度まで加熱した後、ディスクの片側にレーザー パルスを照射し、熱波がディスクを通過するのに必要な時間、ディスクの密度、ディスクの厚さを使用して、熱伝導率を計算して決定できます。

λ = ρC _p α

• λ 熱伝導率
• ρ 密度
• C _p 熱容量
• α 熱拡散率

t _{1/2 を}、照射されていない表面が最終的な温度上昇の半分を経験するのに必要な時間として定義する と、

α = 0.1388 L ² / t _1/2

• Lはディスクの厚さです

詳細についてはK. ShinzatoとT. Baba（2001）を参照。^[23]

原子電池（核電池または放射性同位元素電池とも呼ばれる）は、放射性崩壊を利用して電気を生成する装置です。これらのシステムでは、低エネルギーのベータ粒子、または場合によってはさまざまなエネルギーのアルファ粒子を生成する放射性同位元素を使用します。低エネルギーのベータ粒子は、強力な遮蔽を必要とする高エネルギーの透過性制動放射線の生成を防ぐために必要です。プルトニウム 238、キュリウム 242、キュリウム 244、ストロンチウム 90などの放射性同位元素が使用されています。トリチウム、ニッケル 63、プロメチウム 147、テクネチウム 99がテストされています。

原子電池には、熱型と非熱型の 2 つの主なカテゴリがあります。非熱型原子電池にはさまざまな設計があり、荷電アルファ粒子とベータ粒子を利用します。これらの設計には、直接充電型発電機、ベータボルタイック、光電型原子力電池、放射性同位体圧電発電機などがあります。一方、熱型原子電池は、放射性崩壊による熱を電気に変換します。これらの設計には、熱電子変換器、熱光起電力セル、アルカリ金属熱電変換器、および最も一般的な設計である放射性同位体熱電発電機などがあります。

放射性同位元素熱電発電機(RTG) は、熱電対の配列を使用して放射性同位元素からの熱を電気に変換する単純な電気発電機です。

²³⁸
プ
二酸化プルトニウムはRTGの燃料として最も広く使用されている。半減期は87.7年で、エネルギー密度は適度、ガンマ線と中性子線のレベルは極めて低い。ロシアの地上RTGの中には、二酸化プルトニウムを使用しているものもある。⁹⁰
シニア
この同位体は半減期が短く、エネルギー密度もはるかに低いが、安価である。1958年に米国原子力委員会によって最初に建設された初期のRTGは、²¹⁰
ポ
この燃料は、驚くほど大きなエネルギー密度（ポロニウム 210 1 グラムで 140 ワットの熱を発生）を提供しますが、半減期が非常に短く、ガンマ線を生成するため用途が限られており、この用途では段階的に使用されなくなっています。

放射性同位元素ヒーターユニット(RHU) は通常、数グラムのプルトニウム 238 の崩壊から得られる約 1ワットの熱を 1 個あたり提供します。この熱は数十年にわたって継続的に放出されます。

これらの機能は、敏感な機器（宇宙空間の電子機器など）を非常に局所的に加熱することです。土星に向かうカッシーニ・ホイヘンス探査機には、 （発電用の 3 つのメイン RTG に加えて）これらのユニットが 82 個搭載されています。タイタンに向かうホイヘンス探査機には、35 個のデバイスが搭載されています。

核融合燃料は、仮想の核融合発電炉で使用する燃料です。これには、重水素( ² H) と三重水素( ³ H)、ヘリウム 3 ( ³ He) が含まれます。他の多くの元素も融合できますが、それらの原子核の電荷が大きいため、はるかに高い温度が必要になります。将来のエネルギー源として真剣に検討されているのは、最も軽い元素の融合だけです。太陽や他の恒星で行われている最も軽い原子である¹ H水素の融合も、地球上では実用的とは考えられていません。核融合燃料のエネルギー密度は核分裂燃料よりもさらに高く、数分間持続する核融合反応が達成されていますが、核融合燃料を正味のエネルギー源として利用することは、理論上の可能性に過ぎません。^[24]

重水素と三重水素はどちらも第一世代の核融合燃料と考えられています。これらの元素の核電荷はすべての元素の中で最も低いため、最も簡単に核融合できます。エネルギーを生成するために使用できる核反応として最もよく挙げられるのは、次の 3 つです。

² H + ³ H → n (14.07 MeV) + ⁴ He (3.52 MeV)

² H + ² H → n (2.45 MeV) + ³ He (0.82 MeV)

² H + ² H → p (3.02 MeV) + ³ H (1.01 MeV)

第 2 世代の燃料は、第 1 世代の核融合燃料よりも高い閉じ込め温度または長い閉じ込め時間を必要としますが、生成される中性子の数は少なくなります。中性子は、エネルギー生成の観点からは核融合反応の望ましくない副産物です。核融合炉の壁に吸収されて放射性になるためです。中性子は電荷を帯びていないため、磁場で閉じ込めることはできません。このグループは、重水素とヘリウム 3 で構成されます。生成物はすべて荷電粒子ですが、中性子の生成につながる重大な副反応が発生する可能性があります。

² H + ³ He → p (14.68 MeV) + ⁴ He (3.67 MeV)

第三世代の核融合燃料は、主反応で荷電粒子のみを生成し、副反応は比較的重要ではありません。生成される中性子の量はごくわずかであるため、核融合炉の壁に誘導放射能はほとんど発生しません。これは、核融合研究の最終目標とみなされることが多いです。3^彼は、第三世代の核融合燃料の中で最も高いマクスウェル反応性を持っています。ただし、地球上にこの物質の重要な天然源はありません。

³ He + ³ He → 2 p + ⁴ He (12.86 MeV)

もう一つの潜在的な非中性子核融合反応は陽子-ホウ素反応です。

p + ¹¹ B → 3 ⁴ He (8.7 MeV)

合理的な仮定のもとでは、副反応により核融合エネルギーの約 0.1% が中性子によって運ばれることになる。123 keV では、この反応の最適温度は純粋な水素反応の約 10 倍高く、エネルギー閉じ込めは DT 反応に必要なエネルギーの 500 倍良くなければならず、出力密度は DT の 2500 分の 1 になる。^{[引用が必要]}

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• アルゴンヌ国立研究所によるプルトニウム燃料製造のYouTube 動画

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• 原子力観光ウェブページからのBWR写真へのリンク

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