原子炉

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スイスのEPFLで研究に使用された小型原子炉CROCUSのコア

以前は原子炉として知られていた原子炉は、核分裂核連鎖反応または核融合反応を開始および制御するために使用される装置です。原子炉は、発電用の原子力発電所原子力船推進に使用されています。核分裂からの熱は作動油(水またはガス)に送られ、作動油は蒸気タービンを通過します。これらは、船のプロペラを駆動するか、発電機のシャフトを回転させます。原子力発電蒸気は、原則として、工業プロセスの熱または地域暖房一部の原子炉は、医療用および工業用の同位体の製造、または兵器級プルトニウムの製造に使用されます。2019年初頭の時点で、IAEAは、世界中で454基の原子炉と226基の原子炉が稼働していると報告している。[1] [2] [3]

操作

誘発された核分裂イベントの例。中性子はウラン235原子の原子核に吸収され、ウラン235原子は、高速で移動する軽い元素(核分裂生成物)と自由中性子に分裂します。原子炉と核兵器はどちらも核連鎖反応に依存していますが、原子炉の反応速度は爆弾よりもはるかに遅いです。

従来の火力発電所が化石燃料の燃焼から放出される熱エネルギーを利用して発電するのと同様に、原子炉は制御された核分裂によって放出されるエネルギーを熱エネルギーに変換し、さらに機械的または電気的形態に変換します。

核分裂

ウラン235プルトニウム239などの大きな核分裂性 原子核が中性子を吸収すると、核分裂を起こす可能性があります。重い原子核は2つ以上の軽い原子核(核分裂生成物)に分裂し、運動エネルギーガンマ線、および自由中性子を放出します。これらの中性子の一部は他の核分裂性原子によって吸収され、さらに核分裂イベントを引き起こし、より多くの中性子を放出する可能性があります。これは核連鎖反応として知られています。

このような核連鎖反応を制御するために、中性子毒中性子減速材を含む制御棒は、さらに核分裂を引き起こす中性子の部分を変えることができます。[4]原子炉は一般に、監視または計装が危険な状態を検出した場合に核分裂反応を停止するための自動および手動システムを備えています。[5]

発熱

炉心はいくつかの方法で熱を発生します。

核プロセスによって変換された1キログラムのウラン235 (U-235)は、従来の方法で燃焼された1キログラムの石炭の約300 倍のエネルギーを放出します(ウラン2351キログラムあたり7.2× 1013ジュール対2.4× 107ジュール/キログラム石炭)。[6] [7] [独自の研究?]

冷却

原子炉冷却材通常は水ですが、場合によってはガスまたは液体金属(液体ナトリウムや鉛など)または溶融塩)が原子炉炉心を通過して循環し、発生する熱を吸収します。熱は原子炉から運び去られ、蒸気を生成するために使用されます。ほとんどの原子炉システムは、加圧水型原子炉のように、タービン用の加圧蒸気を生成するために沸騰する水から物理的に分離された冷却システムを採用していますただし、一部の原子炉では、蒸気タービンの水は炉心によって直接沸騰します。たとえば、沸騰水型原子炉[8]

反応度制御

炉心内の核分裂反応の速度は、さらなる核分裂イベントを誘発することができる中性子の量を制御することによって調整することができます。原子炉は通常、原子炉の出力を調整するために中性子制御のいくつかの方法を採用しています。これらの方法のいくつかは、放射性崩壊の物理学から自然に生じ、原子炉の運転中に単純に説明されますが、他の方法は、明確な目的のために原子炉の設計に組み込まれたメカニズムです。

原子炉内の核分裂を誘発する中性子のレベルを調整するための最速の方法は、制御棒の動きによるものです。制御棒は中性子毒でできているため、中性子を吸収します。制御棒が原子炉の奥深くに挿入されると、制御棒は、それが移動する材料(多くの場合減速材)よりも多くの中性子を吸収します。この作用により、核分裂を引き起こすために利用できる中性子が少なくなり、原子炉の出力が低下します。逆に、制御棒を引き抜くと、核分裂イベントの発生率が増加し、出力が増加します。

放射性崩壊の物理学は、原子炉内の中性子集団にも影響を及ぼします。そのようなプロセスの1つは、多数の中性子に富む核分裂同位体による遅発中性子放出です。これらの遅発中性子は、核分裂で生成される全中性子の約0.65%を占め、残り(「即発中性子」と呼ばれる)は核分裂直後に放出されます。遅発中性子を生成する核分裂生成物は、ミリ秒から数分に及ぶ中性子放出による崩壊の半減期を持っているため、原子炉が臨界点に到達する時期を正確に決定するにはかなりの時間が必要です。遅発中性子が存在する連鎖反応度のゾーンに原子炉を維持する臨界質量状態を達成するために必要なことにより、機械装置または人間のオペレーターは「リアルタイム」で連鎖反応を制御できます。そうでなければ、通常の核連鎖反応からの指数関数的な電力サージの結果としての臨界の達成核メルトダウンの間の時間は、介入を可能にするには短すぎるでしょう。臨界を維持するために遅発中性子がもはや必要とされないこの最後の段階は、即発臨界点として知られています。臨界を数値形式で記述するための尺度があり、裸の臨界はゼロドルとして知られており、即発臨界点は1ドルです。、およびプロセス内の他のポイントはセントで補間されます。

一部の原子炉では、冷却材は中性子減速材としても機能します。減速材は、核分裂から放出された高速中性子がエネルギーを失い、熱中性子になることによって、原子炉の出力を増加させます。熱中性子は高速中性子よりも核分裂を引き起こす可能性が高いです。クーラントが減速材の場合、温度変化がクーラント/減速材の密度に影響を及ぼし、出力が変化する可能性があります。高温のクーラントは密度が低くなるため、モデレーターの効果が低下します。

他の原子炉では、冷却材は制御棒と同じように中性子を吸収することによって毒として機能します。これらの原子炉では、冷却材を加熱することで出力を上げることができ、毒物の密度が低くなります。原子炉は一般に、緊急停止時に原子炉をスクラムするための自動および手動システムを備えています。これらのシステムは、危険な状態が検出または予想される場合に核分裂反応を停止するために、大量の毒物(多くの場合ホウ酸の形のホウ素)を原子炉に挿入します。[9]

ほとんどのタイプの原子炉は、キセノン中毒またはヨウ素ピットとしてさまざまに知られているプロセスに敏感です。核分裂過程で生成される一般的な核分裂生成物 キセノン-135は、中性子を吸収する中性子毒として作用するため、原子炉を停止させる傾向があります。キセノン135の蓄積は、生成されるのと同じ速さで中性子吸収によって破壊するのに十分な高さの電力レベルを維持することによって制御できます。核分裂はヨウ素135も生成します、次に崩壊し(半減期は6.57時間)、新しいキセノン-135になります。原子炉が停止すると、ヨウ素135はキセノン135に崩壊し続け、キセノン135はキセノン135ほど有毒ではないセシウム135に崩壊するため、原子炉の再起動は1日か2日困難になります。 135、半減期は9.2時間。この一時的な状態が「ヨウ素ピット」です。反応器に十分な追加の反応度容量がある場合は、再起動することができます。余分なキセノン135が中性子毒ではないキセノン136に核変換されると、数時間以内に原子炉は「キセノンバーンオフ(電力)過渡現象」を経験します。失われたキセノン135の中性子吸収を置き換えるために、制御棒をさらに挿入する必要があります。このような手順に正しく従わなかったことが、チェルノブイリ事故の重要なステップでした。

原子力船推進に使用される原子炉(特に原子力潜水艦)は、陸上の原子炉が通常稼働しているのと同じように、24時間連続して稼働できないことが多く、さらに、燃料を補給せずに非常に長い炉心寿命を必要とすることがよくあります。このため、多くの設計では高濃縮ウランが使用されていますが、燃料棒に可燃性の中性子毒が組み込まれています。[11]これにより、原子炉を過剰な核分裂性物質で構築することができますが、それでも、中性子吸収物質の存在によって原子炉の燃料燃焼サイクルの初期に比較的安全になり、後で通常生成される長寿命の中性子毒に置き換えられます(はるかにキセノン-135よりも長寿命)は、燃料負荷の動作寿命にわたって徐々に蓄積します。

発電

核分裂過程で放出されたエネルギーは熱を発生させ、その一部は使用可能なエネルギーに変換することができます。この熱エネルギーを利用する一般的な方法は、水を沸騰させて加圧蒸気を生成し、それが蒸気タービンを駆動してオルタネーターを回転させ、電気を生成することです。[9]

初期の原子炉

最初の原子炉であるシカゴパイルは、第二次世界大戦中に米国のマンハッタン計画の一環として、1942年にシカゴ大学に秘密裏に建設されました。

中性子は、1932年に英国の物理学者ジェームズチャドウィックによって発見されました中性子によって媒介される核反応によってもたらされる核連鎖反応の概念は、 1933年にハンガリーの科学者レオシラードによって最初に実現されました。彼は翌年、海軍本部で働いていたときに、単純な原子炉のアイデアについて特許を申請しました。ロンドン。[12]しかし、シラードのアイデアは、核分裂のプロセスがまだ発見されていなかったため、中性子源としての核分裂のアイデアを取り入れていませんでした。軽元素で中性子媒介核連鎖反応を使用する原子炉に関するシラードのアイデアは、実行不可能であることが証明されました。

ウランを使用する新しいタイプの原子炉のインスピレーションは、 1938年にリーゼ・マイトナーフリッツ・シュトラスマンオットー・ハーンがウランに中性子(アルファオンベリリウム融合反応、「中性子ハウィッツァー」によって提供される)を衝突させると、彼らが推論したバリウム残留物は、ウラン核の核分裂によって生成された。その後の1939年初頭の研究(そのうちの1つはシラードとフェルミによる)は、核分裂中にいくつかの中性子も放出され、シラードが6年前に想定してい た核連鎖反応の機会を利用できることを明らかにしました。

1939年8月2日、アルバートアインシュタインは、フランクリンD.ルーズベルト大統領(シラード著)に宛てた手紙に署名し、ウランの核分裂の発見が「新しいタイプの非常に強力な爆弾」の開発につながり、原子炉の研究に弾みをつける可能性があることを示唆しました。と核分裂。シラードとアインシュタインはお互いをよく知っていて、何年も前に一緒に働いていましたが、アインシュタインは、米国政府に警告するためのアインシュタイン-シラードの手紙を作成するための彼の探求の初めに、シラードが彼にそれを報告するまで、核エネルギーのこの可能性について考えたことはありませんでした。

その直後、ヒトラーのドイツは1939年にポーランドを侵略し、ヨーロッパで第二次世界大戦を開始しました。米国はまだ正式に戦争状態にありませんでしたが、10月にアインシュタイン-シラードの手紙が彼に届けられたとき、ルーズベルトは調査を行う目的は「ナチスが私たちを爆破しない」ことを確認することであるとコメントしました。米国の核プロジェクトが続いたが、懐疑論(一部はフェルミからのもの)が残っており、プロジェクトを前進させる責任を最初に負った政府内の少数の当局者からの行動もほとんどなかったため、多少の遅れがあった。

翌年、米国政府は英国からフリッシュ・パイエルス覚書を受け取り、連鎖反応に必要なウランの量は以前に考えられていたよりもはるかに少ないと述べました。この覚書は、後にマンハッタン計画に組み込まれるチューブ・アロイズとして知られる英国の原子爆弾プロジェクトに取り組んでいたMAUD委員会の成果物でした。

最終的に、最初の人工原子炉であるシカゴパイル1号は、1942年後半に、イタリアの物理学者エンリコフェルミが率いるチームによってシカゴ大学に建設されました。この時までに、プログラムは米国の参入によって1年間圧力をかけられていました。戦争に。シカゴパイルは1942年12月2日[13]午後3時25分に臨界を達成しました。原子炉支持構造は、天然ウラン酸化物「疑似球」または「練炭」が埋め込まれたグラファイトブロックの山(したがってその名前)を支持する木でできていました。

シカゴパイルの直後、米軍は1943年にマンハッタン計画のために多数の原子炉を開発しました。最大の原子炉(ワシントンのハンフォードサイトにあります)の主な目的は、核兵器用のプルトニウムの大量生産でした。フェルミとシラードは1944年12月19日に原子炉の特許を申請しました。戦時中の秘密のため、その発行は10年間延期されました。[14]

「世界初の原子力発電所」は、現在アイダホ州アルコの近くにある博物館であるEBR-Iのサイトでの標識による主張です。もともとは「シカゴパイル4号」と呼ばれていましたが、アルゴンヌ国立研究所のウォルタージンの指揮の下で実施されました[15]米国原子力委員会によって運営されているこの実験的なLMFBRは、1951年12月20日のテストで0.8 kWを生成し[16]、翌日100 kW(電気)を生成し[17]、設計出力は200 kW(電気)でした。

原子炉の軍事利用に加えて、原子力の民間利用を追求する政治的理由がありました。ドワイト・アイゼンハワー米国大統領は、1953年12月8日に国連総会で彼の有名な平和のための原子力スピーチを行いました。この外交は、米国の機関や世界中に原子炉技術を広めることにつながりました。[18]

民間目的で建設された最初の原子力発電所は、1954年6月27日にソビエト連邦で打ち上げられたAM-1オブニンスク原子力発電所でした。それは約5MW(電気)を生成しました。これは、ヨーロッパで最初に重要になった原子炉であるF-1(原子炉)の後に建設され、ソビエト連邦によっても建設されました。

第二次世界大戦後、米軍は原子炉技術の他の用途を模索しました。陸軍による研究は、キャンプセンチュリー、グリーンランド、マクマード基地、南極陸軍核動力計画の発電所につながりました。空軍の核爆撃機プロジェクトは、溶融塩型原子炉実験をもたらしました。1955年1月17日、米海軍はUSSノーチラス(SSN-571)を原子力発電 で蒸気処理したときに成功しました。

イギリスのセラフィールドにある最初の商用原子力発電所であるカルダーホール、1956年に初期容量50 MW(後に200 MW)で開設されました。[19] [20]

最初の携帯型原子炉「AlcoPM-2A」は、1960年から1963年までのキャンプセンチュリーの電力(2 MW)を生成するために使用されました。 [21]

華竜1号の加圧水型原子炉の設計で、原子炉圧力容器(赤)、蒸気発生器(紫)、加圧器(青)、ポンプ(緑)を示す一次冷却材システム

リアクタータイプ

Pressurized Water ReactorBoiling Water ReactorGas Cooled ReactorPressurized Heavy Water ReactorLWGRFast Breeder Reactorサークルframe.svg
  •  PWR:277(63.2%)
  •  BWR:80(18.3%)
  •  GCR:15(3.4%)
  •  PHWR:49(11.2%)
  •  LWGR:15(3.4%)
  •  FBR:2(0.5%)
タイプ別の原子炉数(2014年末)[22]
Pressurized Water ReactorBoiling Water ReactorGas Cooled ReactorPressurized Heavy Water ReactorLWGRFast Breeder Reactorサークルframe.svg
  •  PWR:257.2(68.3%)
  •  BWR:75.5(20.1%)
  •  GCR:8.2(2.2%)
  •  PHWR:24.6(6.5%)
  •  LWGR:10.2(2.7%)
  •  FBR:0.6(0.2%)
タイプ別の正味電力容量(GWe)(2014年末)[22]
ノースカロライナ州立大学のPULSTAR原子炉は、ジルカロイ被覆のUO 2ペレットからなる、4%濃縮されたピン型燃料を備えた、1MWのプール型研究用原子炉です。

分類

核反応の種類別

すべての商用原子炉は核分裂に基づいています。彼らは一般的にウランとその生成物であるプルトニウム核燃料として使用しますが、トリウム燃料サイクルも可能です。核分裂炉は、核分裂連鎖反応を維持する中性子のエネルギーに応じて、大きく2つのクラスに分けることができます

原則として、核融合力は、水素の重水素同位体などの元素の核融合によって生成することができます少なくとも1940年代から継続的な豊富な研究トピックであるが、いかなる目的のための自立型核融合炉もこれまで建設されていない。

モデレーター資料による

熱中性子炉で使用:

クーラントによる

AtommashでのVVER-1000原子炉フレームの内部の処理
熱原子炉(具体的には軽水炉)では、冷却材が減速材として機能し、中性子が燃料に効率的に吸収される前に減速する必要があります。
  • 水冷反応器。これらは稼働中の原子炉の大部分を占めています。2014年現在、世界の原子炉の93%が水冷式であり、世界の総原子力発電容量の約95%を提供しています。[22]
    • 加圧水型原子炉(PWR)加圧水型原子炉は、すべての西側の原子力発電所の大部分を占めています。
      • PWRの主な特徴は、専用の圧力容器である加圧器です。ほとんどの商用PWRと海軍原子炉は加圧水型原子炉を使用しています。通常の操作では、加圧器は部分的に水で満たされ、水中ヒーターで水を加熱することにより、その上に蒸気泡が維持されます。通常の運転中、加圧器は一次原子炉圧力容器(RPV)に接続され、加圧器の「気泡」は原子炉内の水量の変化のための膨張空間を提供します。この配置はまた、加圧器ヒーターを使用して加圧器内の蒸気圧力を増加または減少させることにより、反応器の圧力制御の手段を提供する。
      • 加圧水型原子炉は加圧水型原子炉のサブセットであり、加圧された孤立した熱輸送ループの使用を共有していますが、重水を冷却材および減速材として使用して、より大きな中性子経済を実現しています。
    • 沸騰水型原子炉(BWR)
      • BWRは、一次原子炉圧力容器の下部にある燃料棒の周りで水を沸騰させることを特徴としています。沸騰水型原子炉は、二酸化ウランとして濃縮された235Uを燃料として使用します燃料は、水中に沈められた鋼製の容器に収容されたロッドに組み立てられます。核分裂により水が沸騰し、蒸気が発生します。この蒸気はパイプを通ってタービンに流れ込みます。タービンは蒸気で駆動され、このプロセスで発電します。[26]通常の運転中、圧力は原子炉圧力容器からタービンに流れる蒸気の量によって制御されます。
    • 超臨界水反応器(SCWR)
      • SCWRは、第4世代原子炉の概念であり、原子炉は超臨界圧で運転され、水は超臨界流体に加熱されます。超臨界流体は、蒸気に移行することはありませんが、飽和蒸気のように動作して、蒸気発生器に電力を供給します。
    • より高度に濃縮された燃料を使用し、燃料要素を互いに近づけて、エピサーマル中性子スペクトルと呼ばれることもあるより高速な中性子スペクトルを可能にする低減速水型原子炉[ RWMR ]
    • プール型原子炉は、非加圧水冷式オープンプール型原子炉[27]を指すことありますが、ナトリウム冷却式のプール型LMFBRと混同しないでください。
    • 一部の原子炉は、減速材としても機能する重水によって冷却されています。例は次のとおりです。
      • 初期のCANDU原子炉(後の原子炉は重水減速材を使用しますが、軽水冷却材を使用します)
      • DIDOクラスの研究用原子炉
  • 液体金属冷却炉水は減速材であるため、高速炉の冷却材として使用することはできません。液体金属冷却材には、ナトリウムNaK、鉛、鉛ビスマス共晶、および初期の原子炉では水銀が含まれています。
  • ガス冷却炉は循環ガスによって冷却されます。商用原子力発電所では、二酸化炭素は通常、たとえば現在の英国のAGR原子力発電所で使用されており、以前は多くの第1世代の英国、フランス、イタリア、および日本の発電所で使用されていました。 窒素[28]とヘリウムも使用されており、ヘリウムは高温設計に特に適していると考えられています。熱の利用は、反応器によって異なります。商用原子力発電所は、ガスを熱交換器に通して蒸気タービン用の蒸気を作ります。いくつかの実験計画は、ガスがガスタービンに直接電力を供給できるほど十分に熱くなります。
  • 溶融塩原子炉(MSR)は、溶融塩、通常はFLiBeなどのフッ化物塩の共晶混合物を循環させることによって冷却されます。典型的なMSRでは、冷却剤は核分裂性物質が溶解するマトリックスとしても使用されます。使用される他の共晶塩の組み合わせには、「ZrF4 「NaF」および「LiCh」BeCh2 が含まれます。
  • 有機原子炉は、水ではなく、ビフェニルやテルフェニルなどの有機流体を冷却材として使用します。

世代別

2003年、フランスのCommissariatàl'ÉnergieAtomique (CEA)は、NucleonicsWeekで最初に「 GenII」タイプを参照しました[31]

「GenIII」の最初の言及は、第IV世代国際フォーラム(GIF)計画の開始に関連して、2000年に行われました。

「GenIV」は、新しい植物タイプを開発するために、2000年に米国エネルギー省(DOE)によって命名されました。[32]

燃料の段階別

コアの形状による

  • キュービカル
  • 円筒形
  • 八角形
  • 球状
  • スラブ

を使用して

現在の技術

これらの原子炉は、圧力容器を使用して、核燃料、制御棒、減速材、および冷却材を収容します。圧力容器を出る高温の放射性水は蒸気発生器を介してループされ、蒸気発生器はタービンを動かすことができる蒸気への水の二次(非放射性)ループを加熱します。それらは現在の原子炉の大部分(約80%)を占めています。これは熱中性子炉の設計であり、最新のものはロシアのVVER-1200、日本の先進加圧水型原子炉、アメリカのAP1000、中国の華龍加圧水型原子炉、フランスとドイツのヨーロッパの加圧水型原子炉です。すべての米国海軍原子炉はこのタイプです。
BWRは、蒸気発生器のないPWRのようなものです。冷却水の圧力が低いため、圧力容器内で沸騰し、タービンを動かす蒸気を生成します。PWRとは異なり、一次ループと二次ループはありません。これらの反応器の熱効率はより高くなる可能性があり、より単純になる可能性があり、さらに潜在的にはより安定して安全になる可能性があります。これは熱中性子炉の設計であり、最新のものは改良型沸騰水型原子炉と高経済性単純化沸騰水型原子炉です。
  • 加圧重水炉(PHWR)[減速材:高圧重水; クーラント:高圧重水]
カナダの設計(CANDUとして知られている)。PWRと非常に似ていますが、重水を使用しています。重水は通常の水よりもかなり高価ですが、中性子経済性が高く(熱中性子の数が多い)、燃料濃縮設備なしで原子炉を運転することができます。PWRのように単一の大型圧力容器を使用する代わりに、燃料は数百の圧力管に含まれています。これらの原子炉は天然ウランを燃料とし、熱中性子炉の設計です。PHWRは、フルパワーで給油できます(オンライン給油))これにより、ウランの使用が非常に効率的になります(コア内の正確なフラックス制御が可能になります)。CANDU PHWRは、カナダ、アルゼンチン、中国、インドパキスタンルーマニア韓国で製造されています。インドはまた、1974年の笑顔の仏核実験に続いてカナダ政府がインドとの核取引を停止した後に建設された、しばしば「CANDU派生物」と呼ばれる多くのPHWRを運用しています。
イグナリナ原子力発電所– RBMKタイプ(2009年閉鎖
  • Reaktor Bolshoy Moschnosti Kanalniy(ハイパワーチャンネルリアクター)(RBMK)[モデレーター:グラファイト; クーラント:高圧水]
ソビエトの設計であるRBMKは、電力運用中に燃料を補給でき、PWRスタイルの圧力容器の代わりに圧力管設計を採用しているという点でCANDUといくつかの点で似ています。ただし、CANDUとは異なり、それらは非常に不安定で大きく、格納容器の建物は高価になります。一連の重大な安全上の欠陥もRBMK設計で特定されていますが、これらのいくつかはチェルノブイリ事故後に修正されました。彼らの主な魅力は、軽い水と濃縮されていないウランの使用です。2022年の時点で、8つは開いたままです。これは主に、安全性の向上とDOEなどの国際的な安全機関の支援によるものです。これらの安全性の向上にもかかわらず、RBMK原子炉は依然として使用中の最も危険な原子炉設計の1つと見なされています。RBMK原子炉は、旧ソビエト連邦にのみ配備されました
マグノックス サイズウェル原子力発電所
これらの設計は、動作温度が高いため、PWRと比較して高い熱効率を備えています。この設計のリアクトルは、コンセプトが開発された英国を中心に数多くあります。古い設計(つまり、マグノックスステーション)はシャットダウンされるか、近い将来になります。ただし、AGRの予想寿命はさらに10年から20年です。これは熱中性子炉の設計です。炉心の量が多いため、廃止措置費用が高くなる可能性があります。
トパース原子炉の縮小モデル
この完全に減速されていない原子炉の設計は、消費するよりも多くの燃料を生成します。それらは、中性子捕獲のために運転中に核分裂性燃料を生成するため、燃料を「繁殖」させると言われています。これらの原子炉は、効率の点でPWRのように機能することができ、非常に高温であっても液体金属を高圧に保つ必要がないため、高圧の封じ込めをあまり必要としません。これらの原子炉は高速中性子であり、熱中性子設計ではありません。これらのリアクターには2つのタイプがあります。
1998年に閉鎖されたスーパーフェニックスは、数少ないFBRの1つでした。
鉛冷却
液体金属として鉛を使用すると、優れた放射線遮蔽が得られ、非常に高温での動作が可能になります。また、鉛は(ほとんど)中性子を透過するため、冷却材で失われる中性子が少なくなり、冷却材が放射性になることはありません。ナトリウムとは異なり、鉛はほとんど不活性であるため、爆発や事故のリスクは低くなりますが、そのような大量の鉛は、毒物学および廃棄の観点から問題となる可能性があります。多くの場合、このタイプの反応器は鉛ビスマス共晶混合物を使用します。この場合、ビスマスは中性子に対して完全に透明ではなく、鉛よりも容易に放射性同位体に核変換される可能性があるため、いくつかの小さな放射線の問題が発生します。ロシアのアルファ型原子力潜水艦鉛ビスマス冷却高速炉を主発電所として使用しています。
ナトリウム冷却
ほとんどのLMFBRはこのタイプです。ソ連TOPAZBN-350およびBN-600 ; フランスのスーパーフェニックス。米国のFermi-Iはこのタイプのリアクトルでしナトリウムは比較的入手しやすく、取り扱いも簡単です。また、ナトリウムに浸したさまざまな反応器部品の腐食を実際に防ぐことができます。ただし、ナトリウムは水にさらされると激しく爆発するので注意が必要ですが、そのような爆発は、(たとえば)加圧水型原子炉からの過熱流体の漏れよりも激しくはありません。日本のもんじゅ原子炉は1995年にナトリウム漏れが発生し、 2010年5月まで再起動できませんでした。EBR-I、1955年に炉心溶融を起こした最初の原子炉もナトリウム冷却原子炉でした。
これらはセラミックボールに成形された燃料を使用し、次にボールを通してガスを循環させます。その結果、安価で標準化された燃料を備えた、効率的でメンテナンスが少なく、非常に安全な原子炉が実現します。プロトタイプはAVRで、HTR-10はHTR-PMが開発されている中国で稼働しています。HTR-PMは、第1世代のIV原子炉が運転を開始する予定です。[35]
  • 溶融塩原子炉(MSR)[減速材:グラファイト、または高速スペクトルMSRの場合はなし。クーラント:溶融塩混合物]
これらは燃料をフッ化物または塩化物の塩に溶解するか、またはそのような塩を冷却剤に使用します。MSRには、コアに高圧や可燃性の高いコンポーネントがないなど、多くの安全機能が備わっている可能性があります。それらは当初、高効率と高出力密度のために航空機推進用に設計されました。1つのプロトタイプである溶融塩型原子炉実験は、液体フッ化物原子炉、トリウムから核分裂性ウラン233燃料を生成する熱スペクトル原子炉の実現可能性を確認するために構築されました。
これらの原子炉は、燃料に可溶な核塩(通常は硫酸ウランまたは硝酸ウラン)を水に溶解し、冷却材および減速材と混合して使用します。2006年4月の時点で、5つのAHRのみが運用されていました。[36]

将来および開発中の技術

高度な原子炉

十数以上の高度な原子炉設計が開発のさまざまな段階にあります。[37]いくつかは、上記のPWRBWR、およびPHWRの設計から進化したものであり、いくつかはより根本的な逸脱です。前者には、改良型沸騰水型原子炉(ABWR)が含まれ、そのうち2つは現在建設中の他の原子炉と一緒に稼働しており、計画されている受動的に安全な高 経済性単純化沸騰水型原子炉(ESBWR)とAP1000ユニット(原子力2010計画を参照)。

  • 一体型高速炉(IFR)は、1980年代に建設、テスト、評価された後、1990年代にクリントン政権の下で核不拡散政策により廃止されました。使用済み燃料のリサイクルはその設計の中核であり、したがって現在の原子炉の廃棄物のほんの一部しか生成しません。[38]
  • 高温ガス炉(HTGCR)であるペブルベッド型高温ガス、高温がドップラー広がりによる出力を低下させるように設計されています燃料の中性子断面積の。セラミック燃料を使用しているため、安全な作動温度は電力削減温度範囲を超えています。ほとんどの設計は、不活性ヘリウムによって冷却されます。ヘリウムは蒸気爆発の影響を受けず、放射性崩壊につながる中性子吸収に抵抗し、放射性になる可能性のある汚染物質を溶解しません。一般的な設計では、軽水炉(通常は3つ)よりも多くの層(最大7つ)の受動的封じ込めがあります。安全性を高めるユニークな特徴は、燃料ボールが実際にコアのメカニズムを形成し、経年変化に応じて1つずつ交換されることです。燃料の設計により、燃料の再処理は高価になります。
  • 小型で密閉された可搬型の自律型原子炉SSTAR)は、主に米国で研究開発されており、受動的に安全であり、改ざんの疑いが生じた場合に遠隔操作で停止できる高速増殖炉を目的としています。
  • クリーンで環境に安全な先進原子炉(CAESAR)は、減速材として蒸気を使用する原子炉の概念です。この設計はまだ開発中です
  • 低減速炉は、現在使用されている改良型沸騰水型原子炉(ABWR)に基づいて構築されており、完全な高速炉ではなく、熱と高速の間にある熱中性子を主に使用しています。
  • 水素減速自己制御原子力モジュール(HPM)は、水素化ウランを燃料として使用するロスアラモス国立研究所から発せられた原子炉設計です。
  • 未臨界原子炉は、より安全でより安定するように設計されていますが、多くの工学的および経済的困難をもたらします。一例はエネルギー増幅器です。
  • トリウムベースの原子炉。この目的のために特別に設計された原子炉で、トリウム232をU-233に変換することが可能です。このように、ウランの4倍の量のトリウムを使用してU-233核燃料を育てることができます。[39] U-233はまた、伝統的に使用されているU-235と比較して、中性子経済性の向上や長寿命の超ウラン廃棄物の生成量の減少など、好ましい核特性を持っていると考えられています。
    • 改良型重水炉(AHWR)—PHWRタイプの次世代設計となる提案された重水減速型原子炉。インドのバーバ原子核研究センター(BARC)で開発中。
    • KAMINI –燃料にウラン233同位体を使用したユニークな原子炉。BARCとインディラガンジー原子力研究センター(IGCAR )によってインドで建設されました
    • インドはまた、トリウム-ウラン-233燃料サイクルを使用して高速増殖炉を建設することを計画しています。カルパッカム(インド)で稼働しているFBTR(Fast Breeder Test Reactor)は、燃料としてプルトニウムを使用し、冷却材として液体ナトリウムを使用しています。
    • Cerro Impacto鉱床を管理している中国には原子炉があり、石炭エネルギーを原子力エネルギーに置き換えることを望んでいます。[40]

ロールスロイスは、航空機用の合成燃料を製造するための原子炉の販売を目指しています[41]

第4世代原子炉

第4世代原子炉は、現在研究されている一連の理論的な原子炉設計です。これらの設計は、一般に2030年以前に商業建設に利用できるとは予想されていません。世界中で稼働している現在の原子炉は、一般に第2世代または第3世代のシステムと見なされ、第1世代のシステムはしばらく前に廃止されました。これらの原子炉タイプの研究は、8つの技術目標に基づいてジェネレーションIV国際フォーラム(GIF)によって正式に開始されました。主な目標は、原子力安全を改善し、増殖抵抗を改善し、廃棄物と天然資源の利用を最小限に抑え、そのようなプラントの建設と運営のコストを削減することです。[42]

ジェネレーションV +リアクター

第V世代原子炉は理論的には可能であるが、現在積極的に検討または研究されていない設計である。一部の第V世代原子炉は、現在または短期的な技術で建設できる可能性がありますが、経済性、実用性、または安全性の理由から、ほとんど関心を引き起こしません。

  • 炉心反応器。核分裂性物質が溶融ウランまたは格納容器の底部にある貫通穴から注入された作動ガスによって冷却されたウラン溶液である閉ループの液体炉心原子炉。
  • 気化炉核分裂性物質が溶融シリカ容器に含まれるガス状の六フッ化ウランである、核電球ロケットの閉ループバージョン。作動ガス(水素など)がこの容器の周りを流れ、反応によって生成された紫外線を吸収します。この原子炉の設計は、ハリイ・ハリソンの1976年のSF小説「007スカイフォール」で取り上げられたように、ロケットエンジンとしても機能する可能性があります。理論的には、UF 6を直接(現在行われているように1段階としてではなく)作動燃料として使用すると、処理コストが低くなり、原子炉が非常に小さくなります。実際には、そのような高出力密度で原子炉を運転すると、おそらく管理不能な中性子束が生成され、ほとんどが弱くなるでしょう。原子炉材料、したがって、フラックスは核融合炉で予想されるものと同様であるため、国際核融合材料照射施設によって選択されたものと同様の材料が必要になります。
    • ガスコアEMリアクター。気化炉心ロケットと同様ですが、太陽光発電アレイを使用して、 UV光を直接電気に変換します。[43]このアプローチは、高エネルギー光子を導電性フォイルのアレイに通してエネルギーの一部を電子に伝達することにより、ニュートロニック融合から生成されたX線を電気に変換する実験的に証明された光電効果に似ています。光子の一部は、コンデンサと同様に静電的に捕捉されます。X線は電子よりもはるかに厚い材料を通過する可能性があるため、X線を吸収するには数百または数千の層が必要です。[44]
  • 核分裂片原子炉核分裂片原子炉は、核反応を利用して熱を発生させるのではなく、核分裂副生成物のイオンビームを減速させて発電する原子炉です。そうすることで、カルノーサイクルをバイパスし、効率的なタービン駆動の熱中性子炉で達成できる40〜45%の効率ではなく、最大90%の効率を達成できます。核分裂片イオンビームは、電磁流体力学的発電機を通過して電気を生成します。
  • ハイブリッド核融合核融合によって放出された中性子を使用して、U-238Th-232などの親物質のブランケットを核分裂させ他の原子炉の使用済み核燃料/核廃棄物を比較的良性の同位体に変換します

核融合炉

制御された核融合は、原則として核融合発電所で使用して、アクチニドの取り扱いの複雑さなしに電力を生成することができますが、重大な科学的および技術的障害が残っています。いくつかの核融合炉が建設されましたが、原子炉はプロセスで使用されるエネルギー量よりも多くのエネルギーを放出することができませんでした。1950年代に研究が開始されたにもかかわらず、2050年以前には商業用核融合炉は期待されていません。ITERプロジェクトは現在、核融合発電を利用する取り組みを主導しています。

核燃料サイクル

熱中性子炉は一般に、精製および濃縮ウランに依存しています。一部の原子炉は、プルトニウムとウランの混合物で運転することができます(MOXを参照)。ウラン鉱石が採掘され、処理され、濃縮され、使用され、場合によっては再処理され、処分されるプロセスは、核燃料サイクルとして知られています

自然界に見られるウランの1%未満は、容易に核分裂するU-235同位体であり、その結果、ほとんどの原子炉設計では濃縮燃料が必要です。濃縮にはU-235の割合を増やすことが含まれ、通常はガス拡散またはガス遠心分離機によって行われます。濃縮された結果は、二酸化ウラン粉末に変換され、プレスされてペレット状に焼成されます。これらのペレットはチューブに積み重ねられ、次に密封されて燃料棒と呼ばれます。これらの燃料棒の多くは、各原子炉で使用されています。

ほとんどのBWRおよびPWR商用原子炉は、約4%のU-235に濃縮されたウランを使用し、高い中性子経済性を備えた一部の商用原子炉は、燃料をまったく濃縮する必要がありません(つまり、天然ウランを使用できます)。国際原子力機関によると、世界には、高濃縮(兵器級/ 90%濃縮)ウランを燃料とする研究用原子炉が少なくとも100基あります。この燃料(核兵器の製造に使用される可能性がある)の盗難リスクは、このタイプの原子炉を低濃縮ウラン(拡散の脅威が少ない)に変換することを提唱するキャンペーンにつながりました。[45]

核分裂性U-235および非核分裂性であるが核分裂性肥沃U-238は両方とも核分裂過程で使用されます。U-235は、熱(つまり、動きの遅い)中性子によって核分裂します。熱中性子は、周囲の原子とほぼ同じ速度で移動しているものです。すべての原子は絶対温度に比例して振動するため、熱中性子は、この同じ振動速度で移動しているときにU-235を核分裂させる最良の機会があります。一方、U-238は、中性子が非常に速く移動しているときに中性子を捕獲する可能性が高くなります。このU-239原子は、すぐに崩壊して別の燃料であるプルトニウム239になります。Pu-239は実行可能な燃料であり、高濃縮ウラン燃料を使用する場合でも考慮する必要があります。プルトニウム核分裂は、特にU-235の初期負荷が消費された後、一部の原子炉でU-235核分裂を支配します。プルトニウムは高速中性子と熱中性子の両方で核分裂性があり、

存在するほとんどの原子炉設計は熱中性子炉であり、通常、水を中性子減速材(減速材は中性子を熱速度に減速することを意味します)および冷却材として使用します。しかし、高速増殖炉では、中性子をあまり減速させたり遅くしたりしない他の種類の冷却材が使用されます。これにより、高速中性子が優勢になり、燃料供給を絶えず補充するために効果的に使用できます。安価な濃縮されていないウランをそのようなコアに入れるだけで、核分裂不可能なU-238はPu-239、「繁殖」燃料に変わります。

トリウム燃料サイクル では、トリウム232は高速または熱中性子炉のいずれかで中性子を吸収します。トリウム233ベータはプロトアクチニウム233に崩壊し、次にウラン233に崩壊します。ウラン233は燃料として使用されます。したがって、ウラン238と同様に、トリウム232は親物質です。

原子炉への燃料補給

核燃料の貯留層にあるエネルギー量は、「フルパワー日数」で表されることがよくあります。これは、原子炉が熱を発生させるためにフルパワー出力で運転するようにスケジュールされている24時間(日)の数です。エネルギー。原子炉の運転サイクル(燃料補給停止時間の間)の全出力日数は、サイクルの開始時に燃料集合体に含まれる核分裂性 ウラン235 (U-235)の量に関連しています。サイクル開始時の炉心中のU-235の割合が高いほど、原子炉をより多くのフルパワー日数運転することができます。

運転サイクルの終わりに、いくつかのアセンブリの燃料は「消費」され、原子炉の発電に4〜6年を費やしました。この使用済み燃料は排出され、新しい(新しい)燃料集合体と交換されます。[要出典] 「使用済み」と見なされますが、これらの燃料集合体には大量の燃料が含まれています。[要出典] 実際には、原子炉内の核燃料の寿命を決定するのは経済学です。すべての可能な核分裂が起こるずっと前に、原子炉は100%の全出力を維持することができず、したがって、プラントの出力が低下するにつれて、ユーティリティの収入は低下します。ほとんどの原子力発電所は、主に規制コストの運用オーバーヘッドのために非常に低い利益率で運用されているため、100%未満の電力で運用することは、非常に長い間経済的に実行可能ではありません。[要出典] 燃料補給中に交換される原子炉の燃料コアの割合は、通常3分の1ですが、燃料補給の間にプラントが稼働する時間によって異なります。プラントは通常、18か月の給油サイクルまたは24か月の給油サイクルで稼働します。これは、燃料の3分の1だけを交換する1回の燃料補給で、原子炉をほぼ2年間フルパワーで維持できることを意味します。[要出典] この使用済み燃料の処分と保管は、商用原子力発電所の運転の最も困難な側面の1つです。この核廃棄物は放射性が高く、その毒性は何千年もの間危険をもたらします。[26] 原子炉から排出された後、使用済み核燃料は現場の使用済み燃料プールに移送されます。使用済み燃料プールは、使用済み核燃料の冷却とシールドを提供する大きな水プールです。[要出典] エネルギーがいくらか減衰すると(約5年)、燃料を燃料プールから乾燥したシールド付きキャスクに移すことができ、何千年もの間安全に保管できます。乾燥したシールド付きキャスクに積み込んだ後、キャスクは現場の不浸透性コンクリートバンカー内の特別に保護された施設に保管されます。敷地内の燃料貯蔵施設は、使用済み燃料にほとんどまたはまったく損傷を与えることなく、民間旅客機の影響に耐えるように設計されています。平均的な敷地内の燃料貯蔵施設は、サッカー場よりも狭いスペースに30年間の使用済み燃料を保管できます。[要出典]

給油のためにすべての原子炉を停止する必要はありません。たとえば、ペブルベッド型高温ガス炉RBMK原子炉溶融塩原子炉マグノックスAGRCANDU原子炉では、運転中に燃料を原子炉内で移動させることができます。CANDU原子炉では、これにより、燃料要素内のU-235の量に最も適した個々の燃料要素を炉心内に配置することもできます。

核燃料から抽出されるエネルギー量は燃焼度と呼ばれ、燃料重量の初期単位あたりに生成される熱エネルギーで表されます。バーンアップは通常、初期の重金属1メートルトンあたりの熱のメガワット日数として表されます。

原子力安全

原子力安全は、原子力および放射線の事故や事故を防止するため、またはそれらの結果を制限するためにとられる行動を対象としています。原子力産業は原子炉の安全性と性能を改善し、新しい、より安全な(しかし一般的にはテストされていない)原子炉設計を提案しましたが、原子炉が正しく設計、建設、運転されるという保証はありません。[46]間違いが発生し、日本の福島の原子炉の設計者は、地震によって発生した津波が、地震後に原子炉を安定させるはずだったバックアップシステムを無効にすることを予期していなかった[ 47]。と日本の原子力安全管理。[要出典] UBS AGによると、福島第一原発事故は、日本のような先進国でさえ原子力安全を習得できるかどうかについて疑問を投げかけています。[48]テロ攻撃を含む壊滅的なシナリオも考えられます。[46] MITの学際的なチームは、2005年から2055年までの原子力発電の予想される成長を考えると、その期間に少なくとも4つの重大な原子力事故が予想されると推定した。[49]

原発事故

福島第一原子力発電所の3基の原子炉が過熱し、冷却水が解離して水素爆発を引き起こした。これは、燃料のメルトダウンとともに、大量の放射性物質を大気中に放出しました。[50]

まれではありますが、深刻な原子力事故と放射線事故が発生しています。これには、SL-1事故(1961年)、スリーマイル島事故(1979年)、チェルノブイリ事故(1986年)、福島第一原子力発電所事故(2011年)が含まれます。[51] 原子力潜水艦の事故には、K-19原子炉事故(1961年)、[ 52] K-27原子炉事故(1968年)、[53]およびK-431原子炉事故(1985年)が含まれる。[51]

原子炉は少なくとも34回地球軌道に打ち上げられました。無人原子炉を動力源とするソビエトRORSATレーダー衛星プログラムに関連する多くの事件により、使用済み核燃料が軌道から地球の大気圏に再突入しました。[要出典]

天然原子炉

ほぼ20億年前、西アフリカガボンにあるオクロとして知られる地域で自己組織化された一連の自立型核分裂「原子炉」 。その場所と時間の条件は、建設された原子炉の条件と同様の状況で 天然原子炉が発生することを可能にしました。[54]これまでに、ガボンのオクロウラン鉱山の3つの別々の鉱床で15基の化石天然原子炉が発見されている。1972年にフランスの物理学者フランシスペランによって最初に発見されたこれらの原子炉は、総称してオクロ化石原子炉として知られています。自立した核分裂これらの原子炉では約15億年前に反応が起こり、数十万年にわたって稼働し、その間に平均100kWの出力が得られました。[55]天然原子炉の概念は、アーカンソー大学の黒田和夫によって早くも1956年に理論化された[56] [57]

そのような原子炉は、現在の地質学的時代にはもはや地球上に形成することはできません。数億年の期間にわたる以前はより豊富なウラン235の放射性崩壊により、この天然に存在する核分裂性同位体の割合が、淡水のみを減速剤として連鎖反応を維持するのに必要な量未満に減少しました。

ウランが豊富な鉱床に中性子減速材として機能する地下水が氾濫すると、天然原子炉が形成され、強い連鎖反応が起こりました。水の減速剤は、反応が増加するにつれて沸騰し、再び減速し、メルトダウンを防ぎます。核分裂反応は数十万年もの間持続し、数時間から数日程度の周期で循環しました。

これらの天然原子炉は、地質学的放射性廃棄物処理に関心のある科学者によって広く研究されています。それらは、放射性同位元素が地球の地殻を通ってどのように移動するかについての事例研究を提供します。地質廃棄物処理の反対者は、貯蔵された廃棄物からの同位体が最終的に水供給に流れ込んだり、環境に運ばれたりする可能性があることを恐れているため、これは大きな論争の的となっています。

エミッション

原子炉は通常の運転の一部としてトリチウムを生成し、それは最終的に微量で環境に放出されます。

水素同位体として、トリチウム(T)は頻繁に酸素に結合し、T 2Oを形成ますこの分子は化学的にH2 Oと同一であるため、無色で無臭ですが、水素原子核に中性子が追加されると、トリチウムは12 。3年の半減期でベータ崩壊ます。測定可能であるにもかかわらず、原子力発電所から放出されるトリチウムは最小限です。米国NRCは、重大なトリチウム水流出と見なされるもので汚染された井戸から1年間水を飲む人は、0.3ミリレムの放射線量を受けると推定しています。[58]比較のために、これは、ワシントンDCからロサンゼルスへの往復飛行で人が受け取る4ミリレムよりも桁違いに小さく、高高度での高エネルギー宇宙線に対する大気保護が不十分な結果です。[58]

通常の運転で原子力発電所から放出されるストロンチウム90の量は非常に少ないため、自然のバックグラウンド放射線を超えると検出できません。地下水および一般的な環境で検出可能なストロンチウム-90は、20世紀半ばに発生した武器試験(環境中のストロンチウム-90の99%を占める)およびチェルノブイリ事故(残りの1%を占める)にまでさかのぼることができます。 )。[59]

も参照してください

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外部リンク