ペブルベッド型原子炉

ペブルベッド原子炉（PBR ）は、黒鉛減速ガス冷却 原子炉の設計です。これは、第4世代イニシアティブの6つの原子炉クラスの1つである超高温炉（VHTR）の一種です。

基本設計は、ペブルと呼ばれる球状の燃料要素を特徴としています。これらのテニスボール大の要素（直径約6.7cmまたは2.6インチ）は、熱分解グラファイト（減速材として機能します）で作られており、三構造等方性（TRISO）粒子と呼ばれる数千の燃料粒子が含まれています。これらのTRISO粒子は、核分裂性物質（²³⁵
U ) ​​は、構造的完全性と核分裂生成物の封じ込めのために、炭化ケイ素のセラミックコーティングで囲まれています。数千個のペブルが集められて原子炉の炉心が作られます。炉心は、ヘリウム、窒素、二酸化炭素など、燃料要素と化学反応しないガスによって冷却されます(溶融Li(BeF ₄ ) ) ^[1]などの他の冷却材も提案されています。 ^[要出典]ペブルベッド設計は受動的に安全です。 ^[2]

原子炉は高温に耐えられるように設計されているため、自然循環で冷却でき、事故シナリオでも生き残ることができます。事故シナリオでは原子炉の温度が1,600 °C (2,910 °F) まで上昇する可能性があります。このような高温により、従来の原子力発電所よりも高い熱効率(最大 50%) が実現します。また、ガスは水のように汚染物質を溶解したり中性子を吸収したりしないため、炉心内の放射性流体が少なくなります。

このコンセプトは、第二次世界大戦中のイギリス砂漠部隊によるベンガジバーナーの革新的な設計に触発され、1940年代にファリントン・ダニエルズによって初めて提案されました。商業開発は、ルドルフ・シュルテンによって設計された西ドイツのAVR原子炉を介して1960年代に始まりました。^[3]このシステムは問題に悩まされ、技術は放棄されました。^[4] AVR設計は、南アフリカにPBMRとして、中国にHTR-10としてライセンス供与されました。HTR-10プロトタイプは、2つの原子炉を1つのタービンに接続して210MW _{eを生産する中国の}HTR-PM実証プラントに開発され、2023年から商業運転されます。他の設計は、 MIT、カリフォルニア大学バークレー校、ゼネラル・アトミックス（米国）、オランダの会社ロマワBV、アダムス・アトミック・エンジンズ、アイダホ国立研究所、X-エナジー、カイロス・パワーによって開発中です。

ペブルベッド発電所は、ガス冷却炉心^[5]と新しい燃料パッケージ^{[6]を組み合わせたものです。}

ウラン、トリウム、プルトニウムの核燃料は、テニスボールより少し小さい球状の小石の中にセラミック（通常は酸化物または炭化物）として含まれており、熱分解グラファイトでできており、主な中性子減速材として機能します。小石の設計は比較的単純で、各球は核燃料、核分裂生成物バリア、および減速材（従来の水炉ではすべて異なる部分）で構成されています。十分な数の小石を正しい形状にグループ化すると、臨界状態が生まれます。

ペブルは容器に入れられ、不活性ガス（ヘリウム、窒素、二酸化炭素など）が燃料ペブル間の空間を循環して、原子炉から熱を運び去る。ペブルベッド原子炉では、原子炉壁が破損した場合にペブルの黒鉛が空気の存在下で燃えないようにする必要がある（ペブルの可燃性については議論がある）。加熱されたガスはタービンに直接流される。しかし、一次冷却材からのガスが原子炉内の中性子によって放射性になる可能性がある場合、または燃料の欠陥が発電設備を汚染する可能性がある場合は、代わりに熱交換器に送られ、別のガスを加熱するか蒸気を生成することがある。タービンの排気は暖かく、建物の暖房やその他の用途に使用できる。

ペブルベッド原子炉はガス冷却式で、低圧で冷却されることもあります。ペブル間の空間が従来の原子炉の配管の代わりとなります。炉心内に配管は存在せず、冷却材には水素が含まれていないため、脆化は故障の懸念事項ではありません。推奨されるガスであるヘリウムは、中性子や不純物を吸収しにくいため、水に比べて効率が高く、放射能を帯びる可能性も低くなります。

従来の水冷式原子力発電所のコストの多くは、冷却システムの複雑さによるものですが、PBR ではこれは考慮されません。従来の発電所では、大規模な安全システムと冗長バックアップが必要です。原子炉の炉心は冷却システムに比べて小さく見えます。さらに、炉心は水を中性子で照射し、水とその中に溶けている不​​純物を放射性にします。一次側の高圧配管は最終的に脆くなり、検査と交換が必要になります。

いくつかの設計では、制御棒ではなく温度によってスロットルが制御されます。このような原子炉は、部分的に引き抜かれた制御棒によって引き起こされる中性子プロファイルの変化で良好に作動する必要はありません。^[要出典]

PBR は、同じ設計でさまざまな燃料から作られた燃料ペブルを使用することができます (ただし、同時には使用できない可能性があります)。支持者は、ペブルベッド炉では濃縮ウランだけでなく、トリウム、プルトニウム、天然の未濃縮ウランも使用できると主張しています。

ほとんどの固定式設計では、燃料の交換は継続的に行われます。ペブルは容器型の原子炉内に配置されます。ペブルは数年にわたって底から上部まで約 10 回移動し、通過するたびにテストされます。使用済みのペブルは核廃棄物エリアに除去され、新しいペブルと交換されます。

原子炉の温度が上昇すると、燃料内の原子が急速に移動し、ドップラー広がりを引き起こします。すると、燃料はより広い範囲の中性子速度を経験します。ウランの大部分を形成するウラン 238 は、高温で高速中性子または熱外中性子を吸収する可能性が非常に高くなります。これにより、核分裂を引き起こすために利用できる中性子の数が減少し、出力が低下します。したがって、ドップラー広がりによって負のフィードバックが生成されます。つまり、燃料温度が上昇すると、原子炉の出力が低下します。すべての原子炉には反応性フィードバック メカニズムがあります。ペブルベッド原子炉は、この効果が比較的強く、設計に固有のものであり、可動部品に依存しないように設計されています。この負のフィードバックにより、反応プロセスの受動的な制御が作成されます。

したがって、PBR は事故シナリオにおいて安全な出力レベルまで受動的に低下します。これが設計の主な受動的安全機能です。

原子炉は不活性で耐火性のガスによって冷却されますが、このガスは相転移がなく、常に気相状態にあります。減速材は固体炭素で、冷却剤として機能したり、移動したり、相変化したりすることはありません。

小石の熱によって引き起こされるガスの対流により、小石は受動的に冷却されます。^{[引用が必要]}

すべての補助機械が故障した場合でも、原子炉は割れたり、溶けたり、爆発したり、有害廃棄物を噴出したりしません。原子炉は設計された「アイドル」温度まで加熱され、その温度を維持します。アイドル状態では、原子炉容器は熱を放射しますが、容器と燃料球はそのままで損傷を受けません。機械を修理したり、燃料を取り除いたりすることができます。

ドイツのAVR原子炉を使用した安全性試験では、すべての制御棒が取り外され、冷却材の流れが停止されました。燃料は損傷を受けませんでした。^[7]

PBR は意図的にグラファイトの焼鈍温度250 °C (482 °F) を超える温度で運転されるため、ウィグナーエネルギーは蓄積されません。これにより、ウィンズケール火災で発見された問題が解決されます。1 基の原子炉 (PBR ではありません) が火災を起こしたのは、グラファイト内の結晶転位 (ウィグナーエネルギー) として蓄積されたエネルギーが放出されたためです。転位は、グラファイトを中性子が通過することで発生します。ウィンズケールは、蓄積されたウィグナーエネルギーを放出するために、定期的にグラファイトを焼鈍していました。しかし、その効果は予期されておらず、原子炉はオープンサイクルで周囲の空気によって冷却されていたため、プロセスを確実に制御できず、火災につながりました。

バークレー大学のリチャード・A・ミュラー教授はPBRを「あらゆる点で現在の原子炉よりも安全」と評した。^[8]

ほとんどの PBR 設計には、放射性物質と生物圏の接触を防ぐための複数の強化封じ込めレベルが含まれています。

• ほとんどの原子炉は、航空機の衝突や地震に耐えられるように設計された格納容器の中に収められています。
• 原子炉は通常、閉じられるドアと水を満たすことができる冷却プレナムを備えた厚さ2メートルの壁のある部屋に設置されています。
• 原子炉容器は通常密閉されています。
• 容器内の各小石は、耐火性の炭化ケイ素で包まれた、直径 60 ミリメートル (2.4 インチ) の熱分解グラファイトの中空球です。
• 低密度多孔質熱分解炭素、高密度非多孔質熱分解炭素
• 核分裂燃料は金属酸化物または炭化物の形をしています。

熱分解グラファイトはペブルの主な構造材料です。ほとんどの原子炉の設計温度の2倍以上である4,000℃（7,230℉）で昇華します。熱分解グラファイトは中性子を効果的に減速し、強度があり、安価で、原子炉やその他の高温用途で長い歴史を持っています。たとえば、熱分解グラファイトは、ミサイルの再突入ノーズコーンや大型固体ロケットノズルの製造にも、補強なしで使用されています。^[9]強度と硬度は異方性結晶に由来します。

熱分解炭素は、反応が水酸化ラジカル（例えば水から）によって触媒されると、空気中で燃焼する可能性がある。^[要出典]悪名高い例としては、ウィンズケールとチェルノブイリの事故が挙げられる。どちらもグラファイト減速炉である。しかし、PBR は火災を防ぐために不活性ガスで冷却される。すべての設計には、防火壁とシールとして機能するシリコンカーバイドの層が少なくとも 1 つある。

すべての燃料粒はゾルゲルから沈殿され、洗浄、乾燥、焼成される。米国の燃料粒は炭化ウランを使用し、ドイツ（AVR）の燃料粒は二酸化ウランを使用する。この製造方法により、ドイツ製の燃料粒は米国の同等品よりも放射性ガスの約1000倍少ない放射性ガスを放出する。^{[10] [11]}

ペブルベッド型原子炉に対する主な批判は、燃料をグラファイトで覆うことが危険であるという点である。グラファイトは空気の存在下で燃焼する可能性があり、原子炉容器が損傷した場合にはそれが起こり得る。火災により燃料が気化し、それが周囲に放出される可能性がある。燃料核はグラファイトを隔離するために炭化ケイ素の層で覆われている。炭化ケイ素は摩耗や圧縮には強いが、膨張やせん断力に対する耐性は低い。¹³³
Xe は炭素への吸収が限られているため、一部の燃料核はシリコンカーバイドを破壊するのに十分なガスを蓄積する可能性があります。^{[引用が必要]}

一部の設計では格納容器建屋が設けられておらず、原子炉は攻撃に対してより脆弱になっている。しかし、ほとんどの原子炉は鉄筋コンクリート製の格納容器構造物に囲まれている。^[12]

PBR 廃棄物の量ははるかに多いが、キロワット時あたりのベクレルで測定された放射能は同様である。廃棄物は危険性が低く、取り扱いが簡単である傾向がある。^{[引用が必要]}現在の米国の法律では、すべての廃棄物を安全に封じ込める必要があり、廃棄物保管施設が必要である。小石の欠陥により保管が複雑になる可能性がある。グラファイト小石は、その構造上、再処理がより困難である。^{[引用が必要]}

2008年にドイツのAVR原子炉の安全性とPBRの一般的な特徴に関する報告書^{[13] [14]が注目を集めた。その主張には異論がある。 [15]}報告書では次のように引用されている。

• 原子炉炉心に標準測定機器を設置することは不可能である^[要出典]
• 冷却回路は金属核分裂生成物（⁹⁰
  シニア
  、¹³⁷
  CS
  ) は、金属核分裂生成物のペブル保持能力が限られているためである。報告書は、最新の燃料要素でさえストロンチウムとセシウムを十分に保持できないと主張した。
• 体幹部温度の上昇（計算値より200℃以上または360℉以上）
• 小石の破損による小石の摩擦によるダストの形成（核分裂生成物が燃料粒子から漏れた場合、ダストは移動可能な核分裂生成物キャリアとして機能します。）

報告書の著者であるライナー・ムールマン氏は、高温ヘリウムの平均温度を、中心温度の不確実性（約200℃または360℉）を差し引いた800℃（1,470℉）に制限することを推奨した。

ファリントン・ダニエルズは1947年にオークリッジでこの概念と名前を考案しました。^[16] ルドルフ・シュルテンは1950年代にこのアイデアを発展させました。決定的な洞察は、燃料、構造、格納容器、中性子減速材を小さくて丈夫な球体に組み合わせることでした。この概念は、強度の高いシリコンカーバイドと熱分解炭素の人工形態が利用可能であることに依存していました。

15MW_の実証炉、Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor (実験炉コンソーシアム) が、西ドイツのユーリッヒにあるユーリッヒ研究センターに建設されました。高温ガス冷却炉の運用経験を積むことが目的でした。AVRの建設費は1億1500万ドイツマルク (1966年) で、2010年の価値に換算すると1億8000万ユーロに相当します。ユニットの最初の臨界は1966年8月26日でした。施設は21年間正常に稼働しました。

1978年、AVRは30メートルトン（30長トン、33短トン）の水/蒸気浸入事故に見舞われ、土壌と地下水がストロンチウム90とトリチウムで汚染された。^[要出典]この事故の原因となった蒸気発生器の漏れは、おそらく炉心温度の上昇によって引き起こされた（批判のセクションを参照）。この事故の再調査は、2010年7月に地方自治体によって発表された。^[要出典]

AVR はもともと、トリウム 232からウラン 233 を増殖させるために設計された。実用的なトリウム増殖炉は貴重な技術と考えられていた。しかし、AVR の燃料設計は燃料を非常によく閉じ込めていたため、変換された燃料を抽出するのは経済的ではなく、採掘して精製したウランを使用する方が安価だった。^{[引用が必要]}

AVR はヘリウム冷却材を使用しており、中性子断面積は小さい。吸収される中性子が少ないため、冷却材の放射能は低くなる。一次冷却材を発電タービンに直接送るのが現実的である。発電に一次冷却材が使用されているにもかかわらず、AVR の作業員が被ばくする放射線量は、一般的な軽水炉の 1/5 未満であると報告されている。^[要出典]

チェルノブイリ原発事故と運用上の問題を受けて、1988年12月1日に廃止された。燃料要素の除去中に、運転中にペブルベッド炉心の下の中性子反射体が割れたことが明らかになった。数百の燃料要素が亀裂に挟まったままだった。この調査中に、AVRは世界で最もベータ汚染（ストロンチウム90）された原子力施設であり、この汚染は塵（最悪の形態）として存在していたことが明らかになった。^[17]

局所的な燃料温度の不安定性により、原子炉容器はCs-137とSr-90によって重度に汚染された。原子炉容器は放射性粉塵を固定するために軽量コンクリートで満たされ、2012 年には 2,100 メートル トン (2,100 長トン、2,300 短トン) の原子炉容器が恒久的な解決策が考案されるまで中間貯蔵庫に移されることになっていた。原子炉建屋は解体され、土壌と地下水は除染されることになっていた。AVR の解体費用は建設費用をはるかに上回ると予想された。2010 年 8 月、ドイツ政府は容器解体を考慮に入れない AVR の解体費用を 6 億ユーロ (7 億 5,000 万ドル、これは AVR の発電量 1kWh あたり 0.4 ユーロ (0.55 ドル) に相当する) と見積もった。AVR の写真に見られるように、解体用に別の格納容器が建設された。^[要出典]

AVR の経験に続いて、ドイツはトリウムを燃料とする本格的な発電所 (定格出力 300 MW のトリウム高温炉THTR-300 ) を建設しました。THTR-300 は技術的な問題に見舞われ、これらの問題とドイツ国内の政治的な出来事により、4 年間の稼働後に閉鎖されました。チェルノブイリ原発事故のわずか数日後の 1986 年 5 月 4 日の事故により、放射性物質の一部が環境に放出されました。放射線の影響は小さかったものの、不釣り合いな影響がありました。放出は、パイプ内の小石が詰まった際の人為的ミスが原因でした。ガス流量を増やして小石の動きを再開しようとしたため、PBR に常に存在するほこりが巻き上げられ、誤って開いたバルブにより、ろ過されずに環境に放出されました。^{[出典が必要]}

放出された放射能の量は限られているにもかかわらず（0.1 GBq⁶⁰
Co、¹³⁷
Cs、²³³
Pa）で調査委員会が任命された。THTR-300付近の放射能は最終的に、25％がチェルノブイリから、75％がTHTR-300から発生したことが判明した。この小さな事故の扱いはドイツのペブルベッドコミュニティの信頼性を著しく損ない、ドイツ国内での支持を失った。 ^[18]

米国で設計された自己減速トリウム原子炉の一般的な概念に反する、原子炉の過度に複雑な設計は、テストシリーズ中のペブルの予想外の高い破壊率と、その結果としての格納容器構造のより高い汚染にも悩まされた。最終停止後の燃料除去中に発見されたように、ペブルの破片と黒鉛の粉塵が底部反射鏡の冷却材チャネルの一部を塞いでいた。断熱材の破損は修理できなかったため、検査のために原子炉を頻繁に停止する必要があった。高温ガスダクトの金属部品は、おそらく予期せぬ高温ガス流によって引き起こされた熱疲労が原因で、1988年9月に故障した。^[19]この故障により、検査のために長期間の停止となった。1989年8月、THTR社は倒産寸前だったが、政府によって救済された。THTRの運用にかかる予想外の高額な費用と事故により、THTR原子炉への関心は終焉した。政府は 1989 年 9 月末に THTR の運用を終了することを決定しました。この原子炉は設計段階で批判を受けながらも建設されました。ドイツの物理学者や国立研究所レベルのアメリカの物理学者による設計批判のほとんどは、停止されるまで無視されました。THTR 300 原子炉が遭遇したほぼすべての問題は、それを「過度に複雑」と批判した物理学者によって予測されていました。^{[引用が必要]}

2004年に中国はAVR技術のライセンスを取得し、発電用の原子炉を開発した。^[20] 10メガワットのプロトタイプはHTR-10と呼ばれている。これは従来のヘリウム冷却ヘリウムタービン設計である。2021年に中国は250MWtの原子炉2基を組み込んだ総出力211MWのHTR-PMを建設した_。 [ 21 _] 2021年^現在、6基の原子炉を備えた後継機であるHTR-PM600の建設が4カ所で検討されている。^[21]この原子炉は2023年12月に稼働を開始した。^{[22][アップデート]}

2004年6月、南アフリカの国営電力会社エスコムが、940℃（1,720℉）で稼働する新しいPBMRをコエバーグに建設すると発表しました。 ^{[23] PBMRプロジェクトは、}コエバーグアラートやアースライフアフリカなどの団体から反対され、アースライフアフリカはエスコムを訴えました。^[24]原子炉は完成せず、試験施設は知的財産と資産を保護するために廃止され、「保守・メンテナンスモード」に置かれました。^[25]

プレトリアに拠点を置くストラテック・グローバル社はPBMR原子炉の派生型を開発した。ストラテックHTMR-100原子炉は750℃（1,380℉）で機能する。熱を水に導いて蒸気を発生させ、ヘリウムで冷却する。HTMR-100原子炉は35MWeの出力を生み出す。^[26]

アダムス原子力エンジン（AAE）の設計は自己完結型であるため、宇宙、極地、水中などの過酷な環境に適応できます。その設計は、窒素冷却剤が従来の低圧ガスタービンを直接通過するように設計されており、^[27]タービンの速度を迅速に変更できるため、タービンの出力を電気に変換する代わりに、タービン自体が船上のプロペラなどの機械装置を直接駆動できる用途に使用できます。

すべての高温設計と同様に、AAE エンジンは、冷却剤の損失または冷却剤の流れの損失が発生した場合にエンジン内の燃料が過熱すると、ドップラー広がりによりエンジンが自然に停止し、熱の発生が止まるため、本質的に安全であったはずです。^{[引用が必要]}

同社は2010年12月に倒産した。^[28]

• ガスタービンモジュール式ヘリウム炉 - 米国/ロシアの設計コンセプト ~1997 - 未完成
• 第4世代原子炉 – 開発中の新しい原子炉技術
• 次世代原子力発電所 – 中止されたアメリカの原子炉プロジェクト
• 超高温原子炉 – 通常の動作の一部として高温で動作する原子炉の種類リダイレクト先の簡単な説明を表示するページ
• 核燃料
• 原子力安全
• ライナー・モーマン

• IAEA HTGR ナレッジ ベース
• AVR、実験用高温炉：将来のエネルギー技術に向けた21年間の成功した運用ISBN 3-18-401015-5 
• 高温炉 2006 会議、南アフリカ、サントン
• モジュラーペブルベッドリアクターに関する MIT のページ
• ユーリッヒにおける革新的な原子炉の研究
• アメリカとドイツの TRISO コーティング燃料の違い 2004 年 9 月 21 日にWayback Machineにアーカイブされました

アイダホ国立研究所 - 米国

• 超高温ペブルベッド型原子炉の概念設計 2003
• NGNP ポイント設計 - FY-03 における初期中性子工学および熱水力学的評価の結果、Rev. 1、2003 年 9 月
• 次世代原子力発電所 (NGNP) プロジェクト – 2 つの設計案の予備評価、2004 年 3 月 21 日～25 日
• 次世代原子力発電所 - INEEL ポイント設計研究から得られた知見、2004 年 8 月 25 日～9 月 3 日
• ランダムに充填された TRISO 粒子を組み込んだ燃料要素のダンコフ係数の計算、2005 年 1 月

南アフリカ

• 南アフリカ反原子力連合
• エスコム
• PBMR（Pty.）株式会社
• ペブルベッドモジュラー原子炉 - PBMR - ホーム
• 南アフリカの原子力
• アースライフ・アフリカ：原子力エネルギーは地球に損害を与えるキャンペーン
• スティーブ・トーマス (2005)、「ペブルベッドモジュラーリアクター設計の実証プラントの経済的影響」、PSIRU、グリニッジ大学、英国
• NPR (2006年4月17日) NPR: 南アフリカが原子力発電に投資