有機原子炉

有機原子炉、または有機冷却原子炉( OCR ) は、冷却のため、また時には中性子減速材としても使用される、通常はポリ塩化ビフェニル(PCB)のような炭化水素物質である何らかの有機流体を使用する原子炉の一種です。

有機流体を使用することは、冷却剤として水を使用する従来の設計に比べて大きな利点がありました。水は金属を腐食して溶解する傾向があり、核燃料と原子炉全体の両方が腐食します。燃料の腐食を避けるために、燃料は円筒形のペレットに成形され、ジルコニウム管またはその他の「被覆」材料に挿入されます。原子炉の残りの部分は、耐腐食性と中性子脆化の影響に対する耐性の両方を備えた材料で構築する必要があります。対照的に、一般的な有機流体の多くは金属に対する腐食性が低いため、燃料アセンブリをはるかに簡単にし、冷却パイプをより高価な耐腐食性金属ではなく通常の炭素鋼で構築できます。一部の有機物には、水のようにガスに変化しないという利点もあり、格納容器の必要性が軽減またはなくなる可能性があります。

これらの利点は、有機物は一般に水よりも比熱が低いため、同じ量の冷却を行うにはより高い流量が必要になるという事実によってある程度相殺されます。実験装置では、より重大な問題が見つかりました。核反応の一部として放出される高エネルギー中性子は、冷却剤の化学結合よりもはるかに大きなエネルギーを持ち、炭化水素を分解します。その結果、水素とさまざまな短鎖炭化水素が放出されます。結果として生じる生成物の重合は、濃いタールのような状態になることがあります。さらに、多くの適切な冷却剤は自然に可燃性であり、時には有毒であるため、新たな安全上の懸念が生じます。PCB の環境毒性がよりよく理解されたため、1970 年代から多くの用途が禁止されました。^[1]

OCR の概念は、1950 年代から 60 年代にかけての主要な研究分野であり、アイダホ国立技術研究所の有機減速炉実験、オハイオ州のピクア原子力発電所、ホワイトシェル研究所のカナダのWR-1などがその例である。米国の実験では、冷却と減速の両方に有機物を使用することを検討したが、カナダの設計では、未完成のEURATOM ORGEL およびデンマークの DOR 設計と同様に、重水減速材を使用した。最終的に、これらのいずれも商用発電機には使用されず、米国のピクアとソ連の原子炉研究所のアーバスにある小型実験炉のみが、実験的にのみ発電を行った。

従来の核分裂発電所は、核分裂イベントによって中性子が放出され、それがさらなる核分裂イベントを引き起こす連鎖反応に依存しています。ウランの核分裂イベントごとに2つまたは3つの中性子が放出されるため、慎重な配置とさまざまな吸収材料の使用により、システムのバランスをとることができ、これらの中性子の1つが別の核分裂イベントを引き起こし、他の1つまたは2つが失われます。この慎重なバランスは臨界として知られています。^[2]

天然ウランは、主に微量のU-235と 99% 以上がU-238である、いくつかの同位体の混合物です。これらが核分裂すると、両方の同位体は、約 1 ～ 2 MeV でピークに達するエネルギー分布を持つ高速中性子を放出します。このエネルギーは、U-238 で核分裂を引き起こすには低すぎるため、連鎖反応を維持できません。U-235 はこのエネルギーの中性子に当たると核分裂するため、核爆弾の場合のように、U-235 が連鎖反応を維持することは可能です。ただし、天然ウランの塊に含まれる U-235 の量は少なすぎるため、任意の中性子がこれらの孤立した原子で核分裂を引き起こす可能性は、臨界に達するほど高くありません。臨界は燃料を濃縮、つまり濃縮することで達成され、ウラン235の量を増やして濃縮ウランを生成します。^{[3]一方、残ったウランはほとんどがウラン238となり、}劣化ウランと呼ばれる廃棄物となります。^[4]

ウラン235は、中性子のエネルギーが低い場合、いわゆる熱中性子であれば、核分裂を起こしやすくなります。中性子は、中性子減速材との衝突によって熱エネルギーまで減速できます。最もわかりやすいのは、水中の水素原子です。核分裂燃料を水中に置くと、中性子が別のウラン235で核分裂を引き起こす確率が大幅に高まり、臨界に達するために必要な濃縮レベルが大幅に低下します。これにより、原子炉設計に応じてウラン235の量が1％未満から3〜5％に増加した原子炉級濃縮ウランの概念が生まれました。これは、ウラン235の濃縮を通常90％以上に増やす兵器級^{濃縮とは対照的です。 [4]}

中性子が減速されると、その運動エネルギーが減速材に伝達されます。これにより減速材が加熱され、この熱を取り除くことで原子炉からエネルギーが抽出されます。水は、効果的な減速材であるだけでなく、簡単に汲み上げて、石炭火力発電所の蒸気タービン用に開発されたシステムと同様の既存の発電設備で使用できるため、この役割に最適な材料です。水の主な欠点は、沸点が比較的低いことと、タービンを使用してエネルギーを抽出する効率が動作温度の関数であることです。

原子力発電所の最も一般的な設計は加圧水型原子炉（PWR）であり、水の沸点を上げるために、水を約150気圧の圧力下に保持する。これらの設計は345℃という高温で作動するため、水1個当たりの炉心から除去できる熱量が大幅に向上し、発電所の発電機側で蒸気に変換する際の効率も向上する。この設計の主な欠点は、水をこの圧力に保つことで複雑さが増し、圧力が低下すると蒸気に変わり、水蒸気爆発を引き起こす可能性があることである。これを避けるために、原子炉では通常、強力な格納容器や何らかの形の能動的な蒸気抑制装置が使用される。^[5]

代替の冷却材や減速材を使用する代替設計が数多く登場している。例えば、英国のプログラムは減速材としてグラファイト、冷却材として二酸化炭素ガスを使用することに重点を置いた。これらの原子炉、マグノックスとAGRは、従来の水冷式プラントの約2倍の温度で稼働した。これにより、ターボ機械の効率が向上するだけでなく、同じ温度で稼働する既存の石炭火力設備で稼働できるようになっている。しかし、非常に大型であるという欠点があり、資本コストが増大した。^[6]

対照的に、カナダのCANDU設計では、2つの別々の重水が使用されており、1つはカランドリアと呼ばれる大きなタンク内で減速材として機能し、もう1つは従来の加圧ループ内で冷却材としてのみ機能します。この設計では、冷却材の全体が加圧されていないため、原子炉の構造が簡素化されました。主な利点は、重水の中性子減速が通常の水よりも優れているため、これらの発電所は天然の濃縮されていないウラン燃料で稼働できることです。ただし、高価な重水を使用するという代償がありました。^[3]

従来の水冷設計では、原子炉を構成する材料が水中に溶解したり腐食したりしないようにするために、かなりの労力が必要です。一般的な低腐食性材料の多くは、使用される高圧に耐えるほど強度がなかったり、中性子による損傷にさらされると簡単に弱くなったりするため、原子炉での使用には適していません。これには燃料集合体も含まれ、ほとんどの水冷設計では、燃料集合体はセラミック型に鋳造され、冷却材への溶解を防ぐためにジルコニウムで覆われています。^[7]

選択された有機ベースの冷却剤は疎水性で、一般的に金属を腐食しないため、この問題を回避できます。そのため、これらは防錆剤や防錆剤としてよく使用されます。腐食を大幅に削減することで、多くの原子炉部品の複雑さを簡素化でき、燃料要素に特殊な配合は不要になります。ほとんどの例では、燃料は純粋な形の精製ウラン金属で、ステンレス鋼またはアルミニウムで簡単に被覆されています。^[8]

最も単純な有機原子炉の設計では、冷却材を有機流体に置き換えるだけです。これは、英国とカナダの設計のように、減速材がもともと別個であった場合に最も簡単に実現できます。この場合、既存の設計を変更して、それぞれ「黒鉛減速有機冷却原子炉」と「重水減速有機冷却原子炉」にすることができます。黒鉛や有機流体以外の減速材としては、ベリリウム、酸化ベリリウム、ジルコニウム水素化物などがあります。^[9]

しかし、これまでで最大の規模を誇る米国のプログラムは、「有機減速冷却炉」設計に集中しており、これは概念的には加圧水型原子炉に似ており、単に水を適切な有機材料に置き換えたものである。この場合、有機材料は冷却材と減速材の両方を兼ねるため、原子炉のレイアウトにさらなる設計上の制限が課せられる。しかし、これは建設と運用の観点から最も単純な解決策でもあり、PWR設計がすでに一般的であった米国で大きな発展が見られた。^[10]

米国でよく使われているもう一つの設計は沸騰水型原子炉（BWR）です。この設計では、水は低圧下に置かれ、原子炉の炉心で沸騰します。これにより動作温度は制限されますが、別個の蒸気発生器とそれに関連する配管やポンプが不要になるため、機械的にはよりシンプルになります。この設計は有機減速冷却原子炉サイクルにも適応できます。これは、適切な有機流体がガス状態に膨張すると自ら過熱するという事実によって助けられ、全体的な設計を簡素化できます。 ^[11]

この最後の問題には、安全上の大きな利点もあります。水とは対照的に、油は蒸気に変化しないため、蒸気爆発の可能性はほとんどありません。水冷設計におけるその他の潜在的な爆発源には、ジルコニウム被覆管が加熱されたときに発生する水素ガスの蓄積も含まれます。そのような被覆管や原子炉内の類似の材料がないため、油冷設計における水素ガスの唯一の発生源は、冷却剤の化学分解です。これは比較的予測可能な速度で発生し、水素が蓄積する可能性は極めて低いです。これにより、必要な封じ込めシステムが大幅に削減されます。^[12]

有機ベースの冷却剤にも欠点がいくつかあります。その一つは、熱伝達能力が比較的低く、水の約半分であるため、同じ量のエネルギーを除去するには流量を増やす必要があることです。^[8]もう1つの問題は、高温で分解する傾向があることです。さまざまな可能性のある材料が検討されましたが、適切な動作温度で安定しているものはわずかであり、530℃を超える長時間の動作は期待できませんでした。^[13]また、ほとんどの材料は可燃性であり、一部は有毒であるため、安全上の問題があります。^[8]

油が減速材でもある場合のもう1つの問題は、流体の減速能力は温度が下がるにつれて増加することです。つまり、減速材が熱くなると減速能力が低下し、原子炉全体の反応速度が遅くなり、原子炉がさらに冷却されることになります。通常、これは重要な安全機能ですが、水減速炉では逆のことが起こる可能性があり、正のボイド係数を持つ原子炉は本質的に不安定です。しかし、油減速材の場合は温度係数が非常に大きいため、急速に冷却する可能性があります。そのため、負荷追従のためにこのような設計を絞ることは非常に困難です。^[8]

しかし炭化水素系冷却剤の最大の問題は、放射線にさらされると分解することであり、この効果は放射線分解として知られています。熱による分解では軽い炭化水素が生成される傾向がありますが、これとは対照的に、これらの反応の結果は非常に多様で、さまざまな反応生成物が生まれました。水も放射線によって分解されますが、生成される生成物は水素と酸素であり、これらは簡単に再び水に再結合します。油の分解で生成された生成物は簡単に再結合しないため、除去する必要がありました。^[13]

特に心配な反応は、生成物が長鎖分子に重合したときに起こった。懸念されたのは、これらが原子炉内、特に冷却ループ内で大きな塊を形成し、「原子炉の運転に重大な悪影響を及ぼす」可能性があるということだった。^[13]燃料被覆管に付着した冷却材の重合が原因で、ピクア原子炉は運転開始からわずか3年で停止した。^[14]

有機冷却概念に関する初期の理論的研究は、1953年から1956年にかけてアルゴンヌ国立研究所で行われた。この研究の一環として、鉱山安全機器はさまざまな潜在的なビフェニル冷却剤を研究した。1956年から1975年にかけて、エアロジェットはポリフェニル冷却剤の「バーンアウト」率に関する研究を実施し、その後2年間、ハンフォード・アトミック・プロダクツはポリフェニルの照射に関するいくつかの研究を実施した。^[15]

モンサントは1955年から熱伝達を研究するためにブルックヘブン黒鉛研究炉で単一の冷却ループの運用を開始し、1958年には冷却材の再生と沸騰ジフェニル冷却ループの研究を検討し始めた。 ^[16] カナダ原子力公社（AECL）もほぼ同時期に、将来の試験炉の設計を視野に入れた同様の研究を開始した。^[16]

同様のプログラムが1950年代にイギリスのハーウェルで始まった。このプログラムはすぐに有機化合物、特にポリフェニルへの放射線損傷に焦点を当てるようになった。1960年頃、ユーラトムはORGELプロジェクトの一環としてそのような設計の研究を開始した。^{[16] [17] [18]}類似しているが別のプロジェクトがイタリアで国家原子力委員会の指揮の下で始まったが、PRO設計は結局建設されなかった。同様に、デンマークで行われた大規模な研究では重水減速炉が検討された。^{[16] [19]}

最初の完全な有機冷却減速炉設計は有機減速炉実験 (OMRE) で、 1955 年にアイダホ国立研究所で建設が開始され、1957 年に臨界に達した。この原子炉は冷却材と減速材にサントワックス (テルフェニル) を使用し、運転は概ね許容範囲内であった。原子炉はエネルギー消費量が非常に少ない設計で、15 MW の熱出力を生成し、1957 年から 1963 年までの短期間のみ運転された。この間、炉心は 3 回再建され、異なる燃料、冷却材、260 から 370 ℃ の運転条件がテストされた。より大きな 40 MW 設計であるテルフェニル冷却有機冷却実験炉 (EOCR) が OMRE を引き継ぐことが計画された。1962 年にアイダホで建設が開始されたが、原子力委員会が主に軽水炉に焦点を移したため、燃料が装填されることはなかった。^[14]

次の大型原子炉は、官民合同で建設された商用プロトタイプのピクア原子力発電所で、1963年にオハイオ州ピクアで建設が開始された。この発電所は、オリジナルのOMREと同じサントワックス冷却材を使用していたが、EOCRと同じくらいの大きさで、45MWの熱出力と15MWの電力を生成した。この発電所は、フィン付きアルミニウムケースに覆われた環状チューブに成形された1.5%濃縮燃料で稼働していた。この発電所は、1966年に放射線で劣化した冷却材から形成された膜が燃料被覆に蓄積したため、短期間しか稼働しなかったが、その年に停止された。^[14]

最も強力なONRは、カナダの60MWの熱型WR-1でした。1965年にマニトバ州に新設されたホワイトシェル研究所で建設が始まり、その年の終わりに臨界に達しました。WR-1は減速材として重水、冷却材としてテルフェニルを使用しており、米国の設計で見られるような冷却材の劣化の問題はありませんでした。1985年まで稼働しましたが、その頃にはAECLは減速材と冷却材の両方に重水を使用することを標準化しており、有機冷却設計は開発対象から外れていました。^[20]

ヨーロッパのさまざまな国が有機反応炉の設計開発に取り組んだが、実際に建設したのはソ連だけだった。5MWの熱エネルギーを持つアルバス原子力発電所の建設は1963年にロシアのメレケスで始まり、1979年まで稼働した。最大750kWの電力を生産した。[ ^21] 1979年にAST-1として再建され、今度は電力ではなく12MWのプロセス熱を供給するようになった。この形で1988年まで稼働した。^[14]

インド当局は定期的にこのコンセプトの復活に関心を示してきた。彼らは当初、WR-1実験期間中にCANDUの設計資料を受け取った。運用コストをさらに下げるために、WR-1のようなコンセプトが何度か復活した。有機冷却剤の分解を処理するための有機冷却剤浄化システムを開発できると考えられており、この研究が始まっている。しかし、2018年現在^{[アップデート]}、実験システムは構築されていない。^[12]

• Stevenson, CE; Draley, JE; Fromm, LW; Gordon, Sheffield; Iskenderian, HP; Jonke, AA; Rohde, RR (1961 年 5 月)。有機原子炉: 現在の開発プログラムの評価 (技術レポート)。アルゴンヌ国立研究所。
• Shirvan , Koroush; Forrest, Eric (2016 年 8 月)。「有機簡略化原子炉の設計」。原子力工学と技術。48 ( 4): 893–905。doi : 10.1016/j.net.2016.02.019。hdl : 1721.1 /117025。
• ブレネン、クリストファー (2005)。原子力発電入門(PDF)。ダンカット出版。
• Parthasarathy、KS (2008 年 9 月 5 日)。「長らく忘れられていた有機冷却原子炉」。Tribune India。