進行波型リアクター

進行波炉（TWR ）は、核分裂性物質の燃焼と並行して、核変換によって親物質を使用可能な燃料に変換できる、提案されているタイプの原子核分裂炉です。TWRは、ウラン濃縮や再処理なしで燃料を効率的に使用できる点で、他の種類の高速中性子炉や増殖炉とは異なります^{[疑わしい-議論する]}代わりに、劣化ウラン、天然ウラン、トリウム、軽水炉から取り出された使用済み燃料、またはこれらの物質の組み合わせを直接使用します。このコンセプトはまだ開発段階にあり、TWRはまだ建設されていません。

この名前は、核分裂が原子炉心内の境界領域に限定され、時間の経過とともにゆっくりと進行するという事実に由来しています。TWR は理論上、燃料交換や使用済み燃料の除去を行わずに数十年間自立的に稼働できます。

進行波型原子炉は1950年代に初めて提案され、断続的に研究されてきた。原子炉の炉心内で自ら燃料を増殖できる原子炉の概念は、1958年にサヴェリー・モイセヴィッチ・ファインバーグによって最初に提案され研究され、彼はそれを「増殖燃焼型」原子炉と呼んだ。^[1]マイケル・ドリスコルは1979年にこの概念に関するさらなる研究を発表し、^[2]レフ・フェオクティストフは1988年に、^[3] エドワード・テラー/ローウェル・ウッドは1995年に、^[4]ヒューゴ・ヴァン・ダムは2000年に^[5]、そして関本宏は2001年に^{[6]この概念に関するさらなる研究を}発表した。

TWRは、2004年、2006年、2010年に日本で開催された革新的原子力エネルギーシステム（INES）シンポジウムで議論され、そこでは「CANDLE」原子炉と呼ばれていました。これは、エネルギー生産の寿命中に中性子束、核種密度、出力形状の軸方向形状が一定であることを意味します。^[7] 2010年にポパ・シミルはマイクロヘテロ構造の事例を議論し、^[8]論文「マイクロヘテロ構造におけるプルトニウム増殖が燃料サイクルを強化する」でさらに詳しく説明し、プルトニウム^[9]燃料チャネルと複数の燃料フローによって強化されたディープバーンアウトを備えたTWRについて説明しています。2012年には、核分裂^[10]波が双安定反応拡散現象の一種であることが示されました。^[11]また、核分裂波は熱フィードバックに応じて安定、不安定、またはホップ分岐を起こす可能性があることも示されています。^[12]照射損傷は波動炉における従来の材料の使用の障害となることが示されてきたが、2012年には燃料濃縮によってこの問題を軽減できることが示され^[13]、2019年に再確認された。^[14]

TWRはまだ建設されていないが、2006年にIntellectual VenturesはTerraPowerというスピンオフを立ち上げ、後に「進行波炉」と呼ばれるようになった原子炉の実用的な設計をモデル化し、商品化した。TerraPowerは、低中出力（300MWe）および高出力（約1000MWe）の発電施設向けのTWR設計を開発している。^[15] ビル・ゲイツは2010年のTEDトークでTerraPowerを取り上げている。^[16]

2010年にテラパワーのグループがWO2010019199A1「ヒートパイプ核分裂爆燃波炉冷却」に続いてEP 2324480 A1の特許を申請した。この申請は2014年に取り下げられたとみなされた。^[17]

2015年9月、テラパワーと中国核工業集団（CNNC）はTWRを共同開発するための覚書に署名した。テラパワーは、2018年から2022年までに600MWeの実証プラントであるTWR-Pを建設し、続いて2020年代後半に1150MWeのより大規模な商用プラントを建設する計画だった。^{[18]しかし、2019年1月、}トランプ政権による技術移転の制限により、このプロジェクトは中止されたことが発表された。^[19]

テラパワー社のTWRに関する論文や発表^{[20] [21] [22]では、液体ナトリウムで冷却されるプール型原子炉について説明されている。原子炉は主に劣化ウラン238の「親燃料」で燃料を供給されるが、}核分裂を起こすには少量の濃縮ウラン235またはその他の「核分裂性燃料」が必要である。核分裂によって生成された高速スペクトル中性子の一部は、隣接する親燃料（つまり非核分裂性の劣化ウラン）の中性子捕獲によって吸収され、核反応によって プルトニウムに「増殖」される。

${\displaystyle \mathrm {^{238}_{\ 92}U+\,_{0}^{1}n\;\rightarrow \;_{\ 92}^{239}U\;\rightarrow \;_ {\ 93}^{239}Np+\beta \;\rightarrow \;_{\ 94}^{239}Pu+\beta } }$

当初、炉心には核分裂性燃料棒が数本集中して充填されており、炉心部には核分裂性燃料棒が数本集中している。原子炉が始動すると、炉心内に4つのゾーンが形成される。主に核分裂生成物と残留燃料を含む枯渇ゾーン、増殖燃料の核分裂が起こる核分裂ゾーン、中性子捕獲によって核分裂性物質が生成される増殖ゾーン、未反応の核分裂性物質を含む新鮮ゾーンである。エネルギーを生成する核分裂ゾーンは着実に炉心内を進み、その前にある核分裂性物質を効果的に消費し、使用済み燃料を残す。一方、核分裂によって放出された熱は溶融ナトリウムに吸収され、その後、閉サイクル水ループに伝達され、蒸気タービンによって電力が生成される。^[21]

TWR は、核反応を「開始」するために、濃縮ウラン 235 またはその他の核分裂性燃料を少量 (約 10%) だけ使用します。残りの燃料は天然または劣化ウラン 238 で構成され、40 年以上連続して発電することができ、その間原子炉容器内に密封されたままです。^{[22] TWR は、燃料の燃焼度、エネルギー密度、}熱効率が高いため、軽水炉(LWR) よりもキロワット時あたりの電力消費量が大幅に少なくなります。また、TWR は、再処理のほとんどを炉心内で行います。使用済み燃料は、他の種類の増殖炉で必要なプルトニウムの化学的分離を行わずに、単純な「溶融精製」でリサイクルできます。これらの機能により、燃料と廃棄物の量が大幅に削減され、核拡散抵抗性が向上します。^[21]

劣化ウランは、原料として広く入手可能である。現在、米国の備蓄には濃縮プロセスの副産物である約70万トンが含まれている。^[23]テラパワーは、パデューカ濃縮施設の備蓄だけでも100兆ドル相当の電力に相当するエネルギー資源であると推定している。^[22]テラパワーはまた、TWRの広範な展開により、劣化ウランの世界的な備蓄が、米国の一人当たりのエネルギー使用量で世界人口の80％を1000年以上維持できると推定している。^[24]

原理的には、TWR は、現在放射性廃棄物として廃棄されている LWR の使用済み燃料を燃焼させることができます。使用済み LWR 燃料は主に低濃縮ウラン (LEU) であり、TWR 高速中性子スペクトルでは、核分裂生成物の中性子吸収断面積は LWR 熱中性子スペクトルよりも数桁小さくなります。このようなアプローチは実際に核廃棄物の備蓄の全体的な削減をもたらす可能性がありますが、この機能を実現するには追加の技術開発が必要です。

TWR は原理的には、自身の燃料を再利用することもできます。どの運転サイクルでも、燃料の 20 ～ 35% のみが使用不可能な形に変換され、残りの金属は使用可能な核分裂性物質となります。化学分離を行わずに新しいドライバー ペレットに再鋳造および再被覆されたこのリサイクル燃料は、その後の運転サイクルで核分裂を開始するために使用することができ、ウランを濃縮する必要がまったくなくなります。

TWRコンセプトは、²³⁸ U- ^{239 Puサイクルで}プルトニウム239を「起爆剤」としてウランを燃焼させることに限定されず、 ²³² Th- ^{233 Uサイクルで}トリウムをウラン233を「起爆剤」として燃焼させることも可能である。^[25]

テラパワー社の TWR 設計における増殖燃焼波は、原子炉の端から端へ移動するのではなく^[26]、中心から徐々に外側へ移動します。さらに、核変換によって燃料の組成が変化すると、燃料棒は炉心内で継続的に再配置され、中性子束と燃料の使用量を時間とともに最適化します。したがって、波が燃料中を伝播するのではなく、燃料自体がほぼ静止した燃焼波の中を移動します。これは、多くのメディアの報道とは対照的です^[27]。メディアの報道では、燃焼領域が燃料セクションの長さに沿って移動するキャンドルのような原子炉という概念が広く知られています。ただし、テラパワー社の設計では、静的な炉心構成をアクティブに管理された「定在波」または「ソリトン」に置き換えることで、移動する燃焼領域を冷却するという問題を回避しています。このシナリオでは、燃料棒の再構成はロボット装置によって遠隔的に行われます。手順中は格納容器は閉じられたままで、関連するダウンタイムはありません。

• Arjun Makhijani (2013 年 9 月)、「進行波炉: 核の虹の終わりにナトリウム冷却金?」、エネルギー環境研究所。

• Intellectual Ventures Labによる「TerraPower 原子炉が原子力の理想に近づく」
• TerraPower: 進行波型原子炉の仕組み Archived 2013-01-22 at archive.today、inc IV からの 4 つの図。
• Terrapower.com の企業ウェブサイト
• Rusov, VD; Tarasov, VA; Sharf, IV; Vaschenko, VM; Linnik, EP; Zelentsova, TN; Beglaryan, ME; Chernegenko, SA; Kosenko, SI; Smolyar, VP (2012). 「進行波炉のいくつかの基本的特性について」.原子力施設の科学と技術. 2015 : 1–23. arXiv : 1207.3695 . Bibcode :2012arXiv1207.3695R. doi : 10.1155/2015/703069 .