一体型溶融塩炉と液体核分裂炉の利点

ほとんどの人は、「核分裂炉」という用語から、冷却材として普通水 (H2O) を使用し、低速の熱中性子で動作する一般的に運転されている軽水炉 (LWR) に近いものを思い浮かべますが、他にも驚くほど多くの設計が存在します。可能。 これらの中には、カナダの重水（D2O）原子炉（CANDU）のように数十年にわたって使用されているものもあれば、商業化に向けてまだ第一歩を踏み出し始めたばかりのものもあります。

これらには、中国の HTR-PM のようなヘリウム冷却高温原子炉が含まれますが、統合型溶融塩炉 (IMSR) と呼ばれる、地上エネルギー社が開発した比較的珍しいタイプも含まれます。 このカナダの企業は最近、カナダ原子力安全委員会 (CNSC) の事前ライセンスベンダー審査のフェーズ 2 に合格しました。 IMSR が非常に興味深いのは、その名前が示すように、冷却材と低濃縮ウラン燃料の両方に溶融塩を使用すると同時に、使用済み燃料の一部として軽水炉に残る肥沃な同位体から燃料を生成することです。

では、なぜ燃料を今日のほとんどの原子炉のような固体ペレットではなく、流体にしたいのでしょうか?

2020年代に新たに認可された、または認可されようとしている原子炉設計の多くは未来的に聞こえますが、事実上すべては1960年代以前に何らかの形で概念化されており、多くは試作機が製造されています。 溶融塩炉 (MSR) も同様で、オークリッジ国立研究所 (ORNL) は、航空機炉実験 (ARE) が最初の臨界に達した 1954 年から数多くの試作機を作成しました。 ARE は、原子力委員会 (AEC) に移管される前は、米国空軍にそのルーツを持つ航空機原子力推進 (ANP) プログラムから派生したものでした。

そこからプロジェクトは ORNL にたどり着きました。そこでは、高温での反応安定性に対する懸念から、元の固体燃料設計が溶融塩と燃料の混合物に変更されましたが、MSR 設計によって解決される可能性があります。 ANP プログラムの中止後、ARE の MSR 技術とその後の設計は、純粋な民間プロジェクトである溶融塩炉実験 (MSRE) に使用されました。

ARE と同様に、MSRE は組成は異なるものの、溶融燃料を使用しました。 AREは塩/燃料混合物として53.09モル%のNaF、40.73モル%のZrF4、6.18モル%のUF4を使用し、核分裂性物質としてウラン235を使用した。 中性子減速材も、ARE の酸化ベリリウム (BeO) から MSRE の熱分解黒鉛に変更されました。

MSRE は、ARE 塩混合物から学んだ教訓に従って、7LiF – BeF2 – ZrF4 – UF4 (65 – 29.1 – 5-0.9 モル %) を使用しました。 当初は、増殖炉でトリウムから生成されたウラン 233 の使用に切り替える前に、一次冷却材と燃料の混合物に 33% (濃縮された) ウラン 235 が使用されました。 トリウム塩を使用して独自の燃料を生成するように MSRE を構成することも可能でしたが、これは実験では省略され、代わりに中性子測定が実行されました。 ただし、これは MSR の利点の 1 つに触れています。MSR は水減速型軽水炉とは異なり、高速中性子炉となり、元の原子炉から生じる超ウランやアクチニドなどの肥沃な同位体から独自の燃料を生成できるという点です。ウラン燃料。 MSR のもう 1 つの利点は、冷却剤の熱安定性と熱容量が高いため、非常に高温 (ARE の場合は 820 °C、MSRE の場合は 650 °C) で動作できる一方で、加圧軽水に見られるような圧力を必要としないことです。反応器 (PWR) は通常、出口温度が約 300 °C です。

工業プロセスでは軽水炉が実現できる温度をはるかに超える温度が必要となることが多いため、最終的には動作温度によってどのようなプロセスやタービンと互換性があるかが決まります。 600 °C を超える一定の熱源を提供できる MSR は、蒸気タービンによる発電の熱効率を高めるだけでなく、これらの用途にとって非常に実用的です。

MSRE の 5 年間の耐用年数にわたって、235U と 233U 燃料の両方の挙動、キセノンガス (中性子毒) の生成と取り扱い、黒鉛減速材の安定性と耐性に関する重要な情報が提供されました。使用された塩は、あらゆる種類の放射線にさらされました。 また、ORNL で開発された、熱塩の腐食作用に耐える新しい金属合金であるハステロイ N と呼ばれるニッケル - クロム - モリブデンの合金も検証されました。

1969 年に MSRE が廃止措置のために停止されたとき、予期せぬ発見の 1 つは、塩にさらされた金属の脆化であり、その原因は核分裂生成物の 1 つであるテルルに遡るということでした。 この発見により、これらの影響を打ち消すためにハステロイ N 合金が調整されました。 しかし、これらの成功にもかかわらず、ORNL が多数の後続設計を作成したにもかかわらず、米国は MSR のさらなる開発を事実上断念することになる。

しかし、冷却剤としての塩の使用は、主に高速中性子炉で世界中で継続され、ロシアのナトリウム冷却高速中性子炉のBNシリーズのような例がその代表的な例である。 固体燃料を使用していますが、BN-600 は 1980 年から運用されており、腐食性の高温塩を冷却剤として長期使用できることが実証されています。同様の米国の EBR-II は、突然の緊急事態の模擬を含め、1964 年から 1994 年まで運用されました。これは、これらのプール型ナトリウム冷却原子炉の受動的安全性を実証しており、その多くは MSR にも当てはまります。

Terrestrial Energy の IMSR は完全に自己完結型の MSR であり、溶融塩、ポンプ、一次ループ、グラファイト減速材は Terrestrial Energy が IMSR コアユニットと呼ぶものの中に含まれています。 単一のコアユニットは、700 °C の出口温度により、発電時に 44% の熱効率で 440 MW の熱 (MWth) を生成します。 したがって、典型的なデュアルコアユニット構成のプラントは約 390 MWe を生成し、残りの熱はコージェネレーション目的 (暖房など) に使用されると考えられますが、Terrestrial Energy は現在、単一のコアユニットを熱エネルギー専用として想定しており、195 MWe になります。プロセス熱や蓄熱などにも使用されるデュアルIMSRプラントからの440MWth。

IMSR の興味深い点は、溶融塩燃料を使用しているにもかかわらず、純粋に熱スペクトルの第 IV 世代原子炉であることです。 この燃料自体は、現在使用されているほぼすべての商用原子炉で使用されているものと同じ、5% 未満の 235U の標準的な低濃縮ウラン (LEU) です。 肥沃な核分裂生成物やトリウム塩から燃料を生成するために高速中性子は使用されておらず、グラファイト減速材がすべての高速中性子を熱中性子に減速するため、軽水炉に非常に似ています。 ここで溶融塩を使用する利点は主に、大気圧でのはるかに高い熱容量とオンライン燃料補給によるもので、各コアユニットは 7 年間 24 時間 365 日稼働し続けることが予想されます。 この間、反応性を維持するために新しい燃料が徐々に 1 次ループに追加されます。

動作時間が終了したら、（密閉された）ユニット全体がしばらく冷却されるまで放置され、その後リサイクルのために工場に戻されます。 これは、ユニットが基本的にメンテナンスフリーであるため、オペレーターに対する要件が大幅に緩和されることを意味します。これは商業化に向けた Terrestrial Energy の売り込みの一環です。 このような操作の簡素化への重点は、より従来型の沸騰水型原子炉 (BWR) タイプの軽水炉である GE 日立の BWRX-300 を含む小型モジュール型原子炉メーカーだけでなく、今後登場する他のさまざまな MSR にも人気があります。

当然のことかもしれませんが、現在存在する MSR は IMSR だけではなく、さらに数社の候補者が今後数年間に独自の設計を商品化しようとしています。 これらには、デンマークの Seaborg Compact Molten Salt Reactor (CMSR)、Moltex Stable Salt Reactor (SSR)、および冷却材として塩を使用するが、TerraPower Natrium や Kairos Power KP-FHR などの固体燃料を使用する多くの設計が含まれます。それぞれのデザインがユニークであることも興味深いです。

たとえば、IMSR は、より軽水炉に似たワンススルー燃料サイクル (ORNL の変性 MSR 設計に従って) に適合するように設計されており、より便利で、よりコンパクトで、より高い温度を実現します。 一方、CMSRはグラファイト減速材を使用せず、並列チューブに水酸化ナトリウムを使用するため、設計がさらにコンパクトになり、中性子減速の調整が容易になります。 SSR は、「廃棄物バーナー」として、熱中性子のみの使用をターゲットとするのではなく、SSR-W 構成での高速中性子の使用もターゲットにしています。 これは、その名にふさわしく、プルトニウムやMOX燃料などとともに、使用済み燃料の再処理残渣（アクチニドなど）を燃料として使用する液体燃料棒を塩冷却材プールに吊るして使用するものである。

MSR には、停止することなく継続的に燃料を補給できる可能性がありますが、これはまだ一般的な設計機能ではありません。 それでも、MSR や同様の高温原子炉は今後数年間で一般的なものになる可能性が高く、特に高速中性子構成で運転される場合には、従来の軽水炉 (1+ GWe) 規模の大型原子炉タイプが興味深い見通しとなります。 、使用済み軽水炉燃料とトリウムのような肥沃な同位体の両方を使用することができます。

正確な構成に関係なく、MSR は負の燃料温度係数という本質安全機能を備えています。これは、核分裂プロセスの反応性が塩冷却材の温度に反比例することを意味します。 これにより、MSR は高反応度事象に対して本質的に耐性があるだけでなく、二次冷却ループからの熱の抽出が炉心の反応度に即座に影響を与えるため、負荷追従性にも優れています。

ARE の最初の試験運用から 70 数年が経過したとは信じがたいが、この 10 年で数十の MSR が商業サービスに入る中、ORNL の研究者やその同僚にとっては、溶融体の製造に費やしたすべての努力が証明されたと感じるはずである。塩は燃料だけでなく原子炉冷却材としても機能します。

(見出し画像: Terrestrial Energy が想像した IMSR プラント。(クレジット: Terrestrial Energy))