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ナトリウム冷却高速炉は、液体ナトリウムによって冷却される高速中性子炉です。
特に頭文字のSFR は、混合酸化物燃料(MOX) を使用する既存の液体金属冷却炉(LMFR) 技術に基づく第 4 世代原子炉の提案 2 つを指し、もう 1 つは金属燃料一体型高速炉に基づいています。
ナトリウム冷却高速炉は複数建設されており、特にロシアではいくつかが現在稼働している。[1]その他は計画中または建設中である。例えば、2022年には米国でテラパワー社（トラベリングウェーブ技術[2]を使用）がGE日立のPRISM一体型高速炉設計と提携し、ワイオミング州ケマーラーでナトリウム[3]の名称で独自の原子炉と溶融塩エネルギー貯蔵[2]を建設する計画である。[4] [5]
ロシアの経験以外にも、日本、インド、中国、フランス、米国がこの技術に投資している。
燃料サイクル
核燃料サイクルは、 2 つの主要なオプションによる完全なアクチニドリサイクルを採用しています。1 つは、ウラン-プルトニウム- マイナー アクチニド -ジルコニウム合金燃料を使用する中規模 (150～600 MWe) ナトリウム冷却炉で、原子炉と統合された施設での高温冶金再処理に基づく燃料サイクルによってサポートされています。2 つ目は、ウラン - プルトニウム酸化物混合燃料を使用する中規模から大規模 (500～1,500 MWe) ナトリウム冷却炉で、複数の原子炉にサービスを提供する中央の場所での高度な水性処理に基づく燃料サイクルによってサポートされています。出口温度は、どちらも約 510～550 度です。
ナトリウム冷却剤
液体金属ナトリウムは、炉心から熱を運ぶのに使用できます。ナトリウムには、弱中性子吸収体であるナトリウム 23という安定同位体が 1 つだけあります。中性子を吸収すると、半減期が 15 時間であるナトリウム 24が生成され、安定同位体マグネシウム 24に崩壊します。
プールまたはループタイプ
ナトリウム冷却炉の主な設計アプローチは、プール型とループ型の 2 つです。
プール型では、一次冷却材は主原子炉容器内に収容されており、この容器には炉心と熱交換器が含まれる。米国のEBR-2、フランスのフェニックスなどがこの方式を採用しており、インドの高速増殖原型炉や中国のCFR-600でも採用されている。
ループ型では、熱交換器は原子炉タンクの外側にあります。フランスのラプソディ、英国の高速炉プロトタイプなどがこの方式を採用しました。
利点
すべての高速炉は、廃棄物の流出量が大幅に減少するという点で、現在の水ベースの原子炉群に比べていくつかの利点があります。重要な点は、原子炉が高速中性子で稼働する場合、プルトニウム同位体は中性子を吸収して核分裂する可能性がはるかに高くなることです。したがって、高速中性子がウランとプルトニウムに捕獲される可能性は低くなりますが、捕獲された場合、核分裂を引き起こす可能性ははるかに高くなります。これは、高速炉からの超ウラン廃棄物の在庫が存在しないことを意味します。
液体金属冷却材（液体ナトリウムなど）の主な利点は、金属原子が弱い中性子減速材であることです。水ははるかに強力な中性子減速材です。水中の水素原子は金属原子よりもはるかに軽く、そのため中性子は水素原子との衝突でより多くのエネルギーを失います。このため、水は高速中性子を熱中性子に減速（減速）する傾向があるため、高速炉の冷却材として水を使用することは困難です（減速度を低下させた水炉の概念は存在しますが）。
液体ナトリウム冷却材のもう一つの利点は、ナトリウムが371K（98°C）で融解し、1156K（883°C）で沸騰/蒸発することです。これは、固体/凍結状態とガス/蒸気状態の間の差が785K（785°C）です。比較すると、水の液体温度範囲（氷とガスの間）は、通常の海面大気圧条件下ではわずか100Kです。ナトリウムは水に比べて比熱が低いにもかかわらず、これにより、大きな安全マージンを維持しながら、液相でかなりの熱を吸収することができます。さらに、ナトリウムの高い熱伝導性は、過熱に対する熱慣性を提供する熱容量のリザーバーを効果的に作り出します。 [6]ナトリウムの沸点は原子炉の動作温度よりもはるかに高い ため、加圧する必要がなく、ナトリウムは鋼製の原子炉部品を腐食せず、実際に金属を腐食から保護します。[6] 冷却材が達する高温（フェニックス原子炉の出口温度は833K（560℃））により、水冷式原子炉よりも高い熱力学的効率が可能になる。 [7]導電性の溶融ナトリウムは、電磁ポンプで動かすことができる。[7] ナトリウムが加圧されていないということは、はるかに薄い原子炉容器（例えば、厚さ2cm）を使用できることを意味する。原子炉内で達成されるはるかに高い温度と相まって、これは停止モードの原子炉を受動的に冷却できることを意味する。例えば、停止後の崩壊熱がすべて自然対流によって除去されるように空気ダクトを設計することができ、ポンプ動作は不要である。このタイプの原子炉は自己制御型である。炉心の温度が上昇すると、炉心はわずかに膨張し、より多くの中性子が炉心から逃げて反応が遅くなることを意味する。
デメリット
ナトリウムの欠点は化学反応性が高いことであり、火災の防止と鎮火には特別な注意が必要である。ナトリウムが水と接触すると反応して水酸化ナトリウムと水素を生成し、水素が空気と接触して燃焼する。これは1995年のもんじゅ原子力発電所の事故で起きた事例である。さらに、中性子捕獲により放射性になるが、半減期はわずか15時間である。[6]
もう一つの問題は漏洩である。高温のナトリウムは酸素と接触すると発火する。このようなナトリウム火災は粉末で消火するか、空気を窒素で置き換えることで消火できる。ロシアの増殖炉BN-600では17年間で27件のナトリウム漏洩が報告されており、そのうち14件はナトリウム火災につながった。[8]
設計目標
運転温度は燃料の沸点を超えてはならない。燃料被覆管の化学的相互作用（FCCI）に対応しなければならない。FCCIは燃料と被覆管の間の共晶融解であり、ウラン、プルトニウム、ランタン（核分裂生成物）が被覆管の鉄と相互拡散する。形成される合金の共晶融解温度は低い。FCCIにより被覆管の強度が低下し、破裂することもある。超ウラン元素変換の量はウランからプルトニウムが生成される量によって制限される。回避策の1つは、例えば酸化マグネシウムを使用して不活性マトリックスを作ることである。酸化マグネシウムは、鉄などの元素よりも中性子（熱中性子および高速中性子）と相互作用する確率が桁違いに低い。[14]
高レベル廃棄物、特にプルトニウムやその他のアクチニドの管理は対処されなければならない。安全機能には、長い熱応答時間、冷却材の沸騰に対する大きな余裕、大気圧近くで動作する一次冷却システム、一次システムの放射性ナトリウムと発電所の水と蒸気の間にある中間ナトリウムシステムなどがある。モジュラー設計、一次ループの削除、ポンプと中間熱交換器の統合、材料の改善などの革新により、資本コストを削減できる。[15]
SFR の高速スペクトルにより、利用可能な核分裂性物質と核分裂親物質 (劣化ウランを含む) を、ワンススルー燃料サイクルを備えた熱スペクトル原子炉よりも大幅に効率的に使用することが可能になります。
歴史
2020年、ナトリウムは米国エネルギー省からSFR開発のために8000万ドルの助成金を受け取った。このプログラムでは、5～20%のウランを含む高分析低濃縮ウラン燃料を使用する予定である。原子炉は地下に設置され、重力で挿入される制御棒を持つ予定である。大気圧で作動するため、大きな格納容器シールドは必要ない。蓄熱容量が大きいため、連続出力345MWeを超えて、5時間以上500MWeのサージ出力を生成できると予想されていた。[16]
原子炉
ナトリウム冷却炉には以下のものが含まれます。
これらのほとんどは、現在は稼働していない実験プラントでした。2019年11月30日、CTVは、カナダのニューブランズウィック州、オンタリオ州、サスカチュワン州が、ニューブランズウィック州に拠点を置くARCニュークリア・カナダの小型ナトリウム高速モジュール原子炉に関する協力の共同計画を発表する予定であると報じました。[18]
参照
参考文献
- ^ 「高速中性子炉 | FBR - 世界原子力協会」。world-nuclear.org。
- ^ ab Patel, Sonal (2020-09-03). 「GE日立とテラパワーが原子力貯蔵ハイブリッドSMRで提携」. POWER Magazine . 2022年10月28日閲覧。
- ^ 「ナトリウム」。NRCウェブ。2022-10-28に取得。
- ^ Patel, Sonal (2022-10-27). 「PacifiCorp、TerraPower、最大5基の追加ナトリウム先進原子炉の導入を評価」POWER Magazine . 2022-10-28閲覧。
- ^ ガードナー、ティモシー（2020年8月28日）。「ビル・ゲイツの原子力ベンチャーは、太陽光、風力発電ブームを補完する原子炉を計画している」ロイター– www.reuters.com経由。
- ^ abc Fanning, Thomas H. (2007 年 5 月 3 日)。「高速炉冷却材としてのナトリウム」(PDF)。ナトリウム高速炉に関するトピックセミナーシリーズ。米国エネルギー省原子力規制委員会原子力工学部門。2013 年 1 月 13 日時点のオリジナル(PDF)からアーカイブ。
- ^ ab ボーニン、ベルンハルト;クライン、エティエンヌ (2012)。Le nucléaire expliqué par des physiciens。
- ^ LMFR運転中の異常事態、1998年11月9～13日にウィーンで開催された技術委員会会議議事録、IAEA。53ページ、122-123ページ。
- ^ ラジウム（元素番号88）も加わる。実際にはサブアクチニドであるが、アクチニウム（89）の直前に位置し、ポロニウム（84）の後に3元素の不安定性ギャップがあり、このギャップには半減期が4年以上の核種は存在しない（このギャップ内で最も長寿命の核種は半減期が4日未満のラドン222である）。ラジウムの同位体の中で最も寿命が長く、1,600年であるため、この元素をここに含める価値がある。
- ^具体的には、典型的な 原子炉におけるウラン 235 の熱中性子核分裂から生じます。
- ^ Milsted, J.; Friedman, AM; Stevens, CM (1965). 「ベルクリウム247のアルファ半減期; ベルクリウム248の新しい長寿命異性体」.核物理学. 71 (2): 299. Bibcode :1965NucPh..71..299M. doi :10.1016/0029-5582(65)90719-4.
「同位体分析により、約 10 か月にわたって分析された 3 つのサンプルに質量 248 の種が一定量存在することが分かりました。これは半減期が 9 年を超えるBk 248の異性体によるものと考えられます。Cf 248の増殖は検出されず、β −半減期の下限は約 10 4年と設定できます。新しい異性体に起因するアルファ活性は検出されていません。アルファ半減期はおそらく 300 年を超えています。」 - ^これは「 不安定の海」に入る前の半減期が少なくとも4年である最も重い核種です。
- ^ 半減期が232 Th を大幅に超える「古典的に安定した」核種は除きます。たとえば、113m Cd の半減期はわずか 14 年ですが、113 Cd の半減期は 8京年です。
- ^ Bays SE、Ferrer RM、Pope MA、Forget B (2008 年 2 月)。「不均質ナトリウム高速炉形状における核変換ターゲット組成の中性子評価」(PDF)。アイダホ国立研究所、米国エネルギー省。INL/EXT-07-13643 Rev. 1。2012 年 2 月 12 日のオリジナル(PDF)からアーカイブ。
- ^ Lineberry MJ、Allen TR（2002年10月）。「ナトリウム冷却高速炉（SFR）」（PDF）。アルゴンヌ国立研究所、米国エネルギー省。ANL/NT/CP-108933。2017年3月29日時点のオリジナル（PDF）からアーカイブ。 2012年5月1日閲覧。
- ^ 「ビル・ゲイツの次世代原子力発電所はグリッド規模のエネルギー貯蔵を内蔵」。ニューアトラス。2021年3月9日。 2021年6月3日閲覧。
- ^ 「中国の高速炉600号機、2023年、2026年に打ち上げへ、国際的注目を集める | Tech Times」
- ^ 「3人の首相が小型原子炉への投資で気候変動対策を計画」CTVNews 2019年11月30日。
外部リンク
- アイダホ国立研究所ナトリウム冷却高速炉ファクトシート
- 第4世代国際フォーラムSFRウェブサイト
- INL SFRワークショップの概要
- ALMR/プリズム
- アスメ
- Richardson JH (2009 年 11 月 17 日)。「地球温暖化を終わらせる可能性のある男に会おう」。Esquire。2009年 11 月 21 日のオリジナルからのアーカイブ。... Eric Loewen は、核廃棄物を燃焼させ、
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排出しないナトリウム高速炉の伝道者です。...