Reactor、FBR)とは、高速中性子による核分裂連鎖反応を用いた増殖炉のことをいう。簡単に言うと、「増殖炉」とは消費する核燃料よりも新たに生成する核燃料の方が多くなる原子炉のことであり、「高速」の中性子を利用してプルトニウムを増殖するので高速増殖炉という。外部リンク概要[編集]現行の商用発電用原子炉として一般的な軽水炉と比較した場合の高速増殖炉の特徴を述べる[1]。増殖比(核反応において消費される核分裂性核種の消滅数に対する生成数の割合)が1.0を超えること核燃料の主体がウラン238/プルトニウム239となること(他に核反応起動用のウラン235が若干必要)減速材を使用しないこと(熱中性子を利用せず、高速中性子をそのまま利用するため)核燃料の核反応断面積がウラン235と比べ格段に小さいため、核燃料を高密度に配置する必要があり、炉心の体積エネルギー密度が格段に大きくなること。これを冷却するため冷却系の高能率化が必須となる。現在開発が進められている主な形式としては以下のようになる。MOX燃料)を使用するMOX燃料の元となるプルトニウム239とウラン238は通常の軽水炉で燃料として使うこともできるが、高速増殖炉の炉心で燃やすことで、さらに不要なウラン238から次の高速増殖炉用の核燃料であるプルトニウム239を作り出すことで核燃料を循環させる「核燃料サイクル」を実現するための要となる装置である。高速増殖炉は、核燃料サイクルのウラン-プルトニウム系列を実施する。プルトニウム239(核燃料)高速増殖炉は1980年代まで、ウラン燃料の有効利用促進のため米国、フランス、ロシア、イギリス、ドイツ、日本などで積極的な開発が進められてきた。軽水炉にはない様々な問題を含んでいるため、実験炉から原型炉までは数か国でいくつか完成しつつも、実証炉の完成までは時間がかかっていた。1990年代前半に米国の実験炉FFTFとEBR-IIの運転停止、1991年ドイツの原型炉SNR-300の建設中止、1994年英国の原型炉PFR運転中止、1998年にはフランス実証炉スーパーフェニックスの運転中止などが相次ぎ、日本でも「もんじゅ」のナトリウムもれ火災で運転が中止される。1990年代には高速増殖炉の開発は停止状態となり、フランスを除く欧州各国は高速炉の開発を中止した。今なおロシア、中国、インド等が増殖を重視した開発を行っているが、ロシアを除く国では実用化は大幅に先送りされている。ロシアでは、2014年6月27日に実証炉BN-800が臨界に達し、実用化の目処がついた。有効利用を目的とした高速炉とされ、増殖炉とはされていない。フランスの高速炉ASTRIDにおける2014年からの日仏協力についても継続するとされた[2]ものの、2019年8月にフランス政府は経費の高騰を理由にASTRIDの計画を放棄すると発表した[3]。構成要素[編集]高速増殖炉は流体を冷却材に使って炉心の熱を外部に導き、蒸気を発生させて発電等に利用する点では、一般的な軽水炉と似た仕組みを持っている。一方では、冷却材と燃料において大きな違いがある。冷却材[編集]軽水炉では、炉心の熱エネルギーを外部に取り出すための冷却材や中性子の減速材、反射体などを兼ねて軽水を利用するのに対し、高速増殖炉では高速中性子を減速させないように加熱溶融した金属ナトリウムのような液体金属を使用する。高速増殖炉の冷却材は、平均速度が秒速1万km程の高速中性子に対して減速効果が小さくその運動を衰えさせないものでなければならず、また単位体積当たりの出力密度が軽水炉よりもかなり大きくなるため、熱伝導率の良いものでなければならない。高速中性子に対する減速効果は水素や重水素のように核の原子量ができるだけ少ない元素が大きくなる。これらの条件を満たすものとして、金属ナトリウムが使われている計画が多いが、鉛・ビスマスやヘリウムガス冷却も一定の経済性を持つと言われる。ナトリウムは発火性が、鉛・ビスマスは腐食性が問題である。過去には水銀、ビスマス、鉛、カリウム、NaK(ナトリウムカリウム合金)などが考えられた。ナトリウムを採用するメリットとして、以下のような点も挙げられる。水と違って、圧力をかけなくても800度以上にならないと沸騰しないので扱いやすい。比重が水と同程度なので、水と同様にポンプで循環できる。15時間)に変化するが、半減期が短いため炉停止後の作業者の被爆量を増加させない[4]。熱伝導率の高さから「もんじゅ」においては3系統ある冷却系のうち、2系統が故障してしまった場合でも1系統のみで炉心の崩壊熱を除去し冷却する事ができる。循環ポンプなどの電源を全て失う、全電源喪失が起きて循環ポンプが全て停止しても3系統の冷却系にてナトリウムの自然循環と空気冷却器により崩壊熱の除去が可能である。これらの安全性も評価されているため、ナトリウム冷却高速増殖炉は国際的な第四世代原子炉の一つとして位置づけられている。燃料[編集]MOX燃料[編集]炉心内中央部にはMOX燃料と呼ばれる核燃料集合体が置かれる。使用前のMOX燃料は、燃料となるプルトニウム239とウラン235が微量と、あとは核分裂をほとんど起こさないウラン238で占められている。MOX燃料は、(最初は)他の原子炉で使用済みとなった核燃料棒を再処理して取り出されるプルトニウムとウランを混合して酸化させペレット状に固めて燃料被覆管に詰められ核燃料棒とされる。酸化させることで熱に強くして溶けにくくしている。このプルトニウムは、軽水炉内から取り出された使用済み燃料を再処理して得られた物か、高速増殖炉のブランケットを処理して得られた物のいずれかであり、軽水炉由来の方がプルトニウムの同位体が多く含まれている。ウランは、天然ウランからウラン235を相当分抽出した残り(劣化ウラン)か、または天然ウランそのものである場合と、軽水炉や高速増殖炉のMOX燃料・ブランケットを処理して得られた物などであり、いずれも核燃料として有益なウラン235はあまり含まれていない。使用済み核燃料中には核分裂に伴う分裂片や多くの元から含まれる核燃料近縁の重核種の同位体が含まれ、再処理前にプール内で十分な冷却期間を置いても何年も熱を帯びながら崩壊による強い放射線を放ち続ける。プルトニウムを分離後も、プルトニウム239の他にプルトニウム238やプルトニウム240、プルトニウム241などが含まれ熱と強い放射線を受けながら核燃料の製造を行わねばならない。ブランケット[編集]炉心内の周辺部にはブランケットと呼ばれるウラン238を主成分とする燃料集合体が置かれる。ブランケットも炉内で「燃える」つまり核分裂反応して発電に寄与するがその割合は比較的少ない。炉心中央部のプルトニウム239やウラン235といった核分裂性の核燃料が臨界による連鎖反応を起こすことで放たれた高速中性子が冷却材にさえぎられることなくそのかなりの割合が周囲まで飛び出して来る。周囲を取り囲むように配置されたブランケット内のウラン238は、この高速中性子を原子核に吸収することで2度のベータ崩壊を起こしネプツニウム239を経てプルトニウム239に変わる。プルトニウム239は(低速な)熱中性子を吸収するとプルトニウム240に変わるが減速材が存在しなければほとんどの中性子は高速のままで飛び込んで来るため、それがプルトニウム239の核に当たると分裂することになる。プルトニウムの核分裂断面積は小さく高速中性子が核に当たることはまれである。結局、ブランケットのウラン238は徐々にプルトニウム239へと変化してゆく。ブランケットのウランは天然ウランか劣化ウラン、またはそれらの混合物であり、ウラン238が主体となる[5]。高速増殖炉には以下の三種類の形式がある。ポンプ、中間熱交換器をそれぞれ別の容器に納め、それらを配管でつないだもの。ポンプ、中間熱交換器を一つのタンクの内に納めたもの。例:フェニックス(仏)、スーパーフェニックス(仏)、BN-600(露)、BN-800(露)ハイブリッド型タンク内で1つに収容されている設備を2つに分けたもの。ループ型とタンク型を併せたようなもの。[編集]核分裂を起こしやすいウラン235は天然に存在するウランの0.7%程度にしか過ぎず、約99.3%は核分裂をほとんど起こさないウラン238であるため、軽水炉ではウランが潜在的に持つエネルギーの0.5%程度しか使えない。プルサーマル利用でも0.75%にすぎない。高速増殖炉によってウラン238をプルトニウムに転換できれば、核燃料サイクルが実現し、理論上ウラン資源の約60%をエネルギーとして使用出来るため、ウランの利用効率を飛躍的に高くできると考えられる[6]。プルトニウムが使用できるため、使用済み核燃料由来のものや核兵器解体後のプルトニウムも有効利用できる。ウランの濃縮が必要ない。増殖[編集]通常、軽水炉では燃料棒中のウラン235を熱中性子により核分裂させ、エネルギーを生成する。このとき消費したウラン235以上にプルトニウムが生成されることはなく、燃料棒中の核燃料は減少する。これは、熱中性子は高速中性子よりもウラン235やプルトニウムの核分裂を誘起しやすいが、燃料棒中のウラン238に捕獲されてプルトニウム239を生成する確率が低いためである。逆に高速中性子はウラン235やプルトニウムの核分裂を誘起しにくいが、ウラン238に捕獲されてプルトニウム239を生成する確率が高い。この性質を利用して、消費した燃料以上のプルトニウムを生成するように設計されたものが高速増殖炉である。日本、フランス、中国など国内でのエネルギー使用量に比べ資源が少ない国で開発が推進されている。高速増殖炉の転換比は、理論的には1.2から1.5の範囲と考えられている[7]。マイナーアクチノイドの燃焼[編集]プルサーマル方式においてもほぼ同じMOX燃料を使用するが、MOX燃料にはプルトニウムより原子番号の大きい原子が含まれ、これらの元素の同位体による割合が増えていくことを「高次化」と呼ぶ。MOX燃料は再処理を繰り返すごとにアメリシウム241などのマイナーアクチノイドの割合が増えていくのだが、これらの原子核は中性子吸収断面積が非常に大きく、熱中性子を吸収しても核分裂せず、中性子を放出しないため、核分裂連鎖を媒介する中性子が減って原子核分裂反応が成立しなくなってしまう。長期的に見ると核燃料サイクル計画には必須の要素である[8]。[編集]冷却材として使用される金属ナトリウムは沸点が高いため、軽水のように高圧を掛ける必要が無く、常圧で運転可能である。必要ないことを意味している。1]炉心が小型にでき、出力密度が高い。問題点[編集]この節は検証可能な参考文献や出典が全く示されていないか、不十分です。出典を追加して記事の信頼性向上にご協力ください。(2008年1月)技術的課題[編集]ボイド係数[編集]炉心を冷却する液体に含まれる気体の割合の変化により、炉心の反応度は影響を受ける。この現象を係数化したものをボイド係数と呼ぶ。ボイド係数が正の場合、冷媒に占める気体の割合が増えると冷媒としての性能が低下すると共に反応度が増大し、炉心の異常な発熱につながる。軽水炉において、減速材と冷却材を兼ねる軽水は炉心付近で常に沸騰が発生しており、理論的には気泡混じりで本来の水よりも密度が低下した流体として扱われる。ボイドの割合が増えると減速材としての性能が低下するため、反応度は低下する。(ボイド係数は負)一方、ナトリウム高速増殖炉で用いられる液体金属は通常の運用では沸騰しないが、万一発生した場合はボイド係数は正となる。このため、ボイド係数が負となるような炉心設計が強く求められる[9]。高速増殖炉もんじゅの場合、炉心の一部の領域についてボイド係数が正になっていると分析されている[10]。一方で沸騰によるボイド係数は正となった場合でも、炉心の外へ漏れだす中性子の増加(中性子が逃げるため核分裂連鎖反応が起こしづらくなる)や、核燃料の熱膨張による密度の低下など、ボイド係数以外の反応度効果があるため、原子炉全体としての反応度は負となるように設計されている。これは原子炉設計における重要な基本であり、これにより異常な反応度が原子炉に加わらないようになっている。鉛ビスマス高速増殖炉の場合、鉛は原子番号が大きく断面積が大きい上、中性子を吸収せず反射するために、気泡が発生すると中性子が炉内から洩れる確率があがるため、ボイド効果は負に設計しやすい。金属ナトリウム[編集]技術的な最大の問題は、冷却材である金属ナトリウムの管理が難しいことである。金属ナトリウムは水や酸素に触れると高温を放って激しく酸化される。従って、その取り扱いには極めて難度の高い技術と、その技術を維持管理する持続可能な運用システムが必要不可欠となる。軽水は透明だが金属ナトリウムは不透明であり、これを用いると内部状態の計測が難しくなる。「もんじゅ」の停止は、配管からの金属ナトリウム漏出事故による。蒸気タービンに繋がる二次冷却系との間は、熱を伝えるための多数の薄い金属管を隔てて軽水と対向しているため、わずかな漏れでも大事故につながると考えられている。ナトリウムの代わりに鉛・ビスマスを使用した方式では発火性はない。「もんじゅ」の廃炉検討時には、金属ナトリウムを炉から抜く事の困難さが指摘された。製造が予定されているが、アクティブ試験が3年間継続したままであり本格稼働の開始予定は遅れている。ここでMOX燃料が生産できなければ、他国から輸入するか原子炉の稼動を見合わせることになる。プルトニウムの挙動[編集]プルトニウムの炉内での挙動に未解明な点がある。原因不明の出力低下があり、その原因は未だに解明されていない。「軽水炉の様に一次系が高圧でないから、「スリーマイル原子力発電所事故のような減圧によるLOCAが起きない事」から、ECCSは不要と説明されてきたが、「高速増殖炉で冷却材喪失事故は起きないと言えるのか?」と、批判者は指摘する。内圧が低くとも、腐食性の強いナトリウムの作用や、500°Cを超える高温での連続運転、更には、構造材への放射線損傷が、配管破断を招く事は無いのか?と言う懸念が指摘されている[12]。鉛ビスマス炉であれば、水と接触しても水素を出して燃えないので、LOCAに備えてECCSを取り付けることは可能である。原子炉容器や一次冷却系の破損にそなえた対策として、ガードベッセルと呼ばれる設備が設けられている。これは原子炉容器や一次冷却系の機器を覆うようにカバーが取り付けられ、ナトリウムが漏れた場合でもここで止まるようになっている。そのため万が一原子炉容器や一次冷却系の破損が生じてもナトリウムの流失を防ぎ、ナトリウムの液面から炉心が露出することによるメルトダウン事故を防ぐよう工夫されている。高速増殖炉が苛酷事故として全炉心溶融事故(Bethe-Tait型事故)を起こすと、軽水炉の場合とは異なり、炉心のプルトニウム燃料が一箇所に集まることで即発臨界が発生する可能性は当初から指摘されている[13]。その他の技術問題[編集]1970年代に旧ソ連がアルファ型原子力潜水艦等に鉛ビスマス原子炉を搭載した。原子炉自体は小型軽量大出力で優れた性能を示したものの、多くの問題を経験した。腐食問題[編集]鉛ビスマスは鉄よりイオン化傾向が小さいため腐食性が強く、蒸気発生器や配管の腐食による冷却材漏れに悩まされた。腐食と相俟って、酸化鉛・マグネシウム酸化物・鉄などのスラグが冷却材流路を閉塞する事故を起こした。ポロニウム210の発生[編集]鉛やビスマスは中性子捕獲により半減期138日のポロニウム210に変化する。これが炉内部に付着し、高線量のアルファ線を放出してメンテナンスに支障をもたらしたほか、そのまま運転したため蓄積し、冷却材漏洩時に高線量のため収束に難渋した。スラグ発生はナトリウムにも共通する問題である。東工大の研究によれば、以下のように特に鉛ビスマスで今まで問題とされてきた事が大きく改善されることが報告されている。腐食については、クロム系耐熱鋼を使い、鉄よりイオン化傾向が高く腐食しやすいアルミ系合金を表面に蒸着して、亜鉛めっき鋼板などと同じ犠牲防食を行うことにより解決の目処が立った。スラグによる流路閉鎖については、冷却系に不活性ガスを封入して空気との接触を遮断し、コールドトラップで液体金属を一度冷却して不純物を析出除去するほか、タンク型設計にして(トラップ系以外の)流路ボトルネックをなくし、万一原子炉/配管破損でスラグが発生しても冷却系が閉塞しないようにすることができる。ポロニウム210についてはメンテナンス前に原子炉容器を4Pa・500°Cに減圧加熱してベーキングを行うことで付着したポロニウム化鉛を気化除去できるほか、トラップ系で石英ガラス/ステンレスなどに吸着させることができる。もんじゅ事故後、フィジビリティスタディからやり直して、冷却材として鉛ビスマス、ヘリウム、軽水、ナトリウム等の検討が進められた事実があり、その上で実績や国際協力の可能性(鉛ビスマスは実績が少ないのが否めない)が評価されてもんじゅの再起動、そして次期ナトリウム冷却高速増殖炉の開発へ進んでいた[14]。核兵器の材料となるプルトニウムを大量に加工・保有することに対して、国際的な懸念や批判がある。いずれかでプルトニウム239を生産する方法が最も現実的な手段となっている。ウラン238に対する中性子照射期間が長いほど「ウラン238が中性子を吸収してプルトニウム239になる反応」だけでなく「プルトニウム239が再度中性子を吸収してプルトニウム240に変化してしまう反応」が進んでしまう。商業用原子炉で一般的な軽水炉は、運転しながら燃料交換できないため、照射時間が長くなり、プルトニウム239の純度の高い「兵器級プルトニウム」を生産できず、兵器性能を著しく低下させるプルトニウム240の割合が高い「原子炉級プルトニウム」しか生産できない。(つまり日本の保有する大量の原子炉級プルトニウムは核兵器を作るのに適さない)一方高速増殖炉は、原子炉が中性子を発生して、それを原子炉を覆うブランケットで受けて、ブランケットの中に入っている元素に中性子を浴びせて、別な元素に変化させる「核種変換炉」であり、ブランケットに核分裂性でないウラン238をいれて、核分裂性のプルトニウム239にすることができる。「ブランケットの内容物は、次々と早期交換したほうが、核燃料が沢山得られて得」である。して厳しく監視している。発電目的ならば、燃料は長く発熱させたほうが得であり、「燃焼途中での燃料取り出し」は核兵器生産以外に理由が説明できないが、そのようなことはしていないためIAEAは「フランスや日本の増殖実験」に関しては認めてきた。輸送時の警備プルトニウムを含むMOX燃料の輸送問題がある。4]、常にこれに備える必要がある。海上輸送が必要となる日本では、その脅威に備えるため新たに世界最大の巡視船であるしきしまを建造しなければならなかった。ウラン燃料は、ウラン235の半減期が約7億年と長いことから通常状態において殆ど放射線を出さないのに対し、プルトニウムを含む燃料は、プルトニウム239の半減期が約2万4千年とウラン235と比較して短いため強い放射能を持ち、プルトニウムの使用やその輸送に対する反発の声が高まっている。経済的課題[編集]資源1970年代初め、ローマクラブレポートが出た頃までは、石油は安価なまま急速に掘りつくされると考えられていたし、風力や太陽は当時非効率で到底20-30年で大電力を供給できるようには思われておらず、核融合は50年先と思われていて、海水からのウラン吸着の研究など存在しなかった。当時はすべて右肩上がりの時代で、中国・インドなど発展途上国の経済成長も直ぐに始まり、化石エネルギー枯渇で急速に危機に直面すると思われていた。現実には、予想に反して原油価格は上昇し、オイルショックを経て原油は石炭、天然ガスに取って代わられ主要な発電手段ではなくなった。現在の掘削技術の向上で化石燃料の推定埋蔵量は毎年上がっている。中国・インドの経済成長による化石燃料の減耗加速は2000年代までずれ込んだ。しているうち核融合も実証炉ITERの建設まで具体的道程が描ける所まで進化した。核融合炉建設の遅延の懸念も存在する[15]。リン鉱石等に含まれるウランの回収等も計画されており利用可能なウランの量が増える可能性がある[16][17]。約45億トン存在する海水ウラン吸着の研究も進んでいるが、いまだ既存方法の5倍から10倍のコストがかかる[18]。このような資源状況で前述の日仏など高速増殖炉の増殖機能を重視せず今後の開発を高速炉とする国も出てきている。原子力はその登場当初「唯一の火力に代わり得るエネルギー」と言われていた。原子力はそのエネルギー量の膨大さ故に、世界的な政治経済情勢を大きく変える要素である。政治経済が絡むため、賛成派、反対派が様々な活動を行っており、そういった活動の中、原子力は電力用としては再生可能エネルギー時代までの数十年間の過渡期エネルギーであると主張されることもある[19]。追いつけるコストになると看做されるようになっている[20]。コストは原子力発電の2倍程度であり、今後さらにその差は縮小すると考えられる[21]。設備1kWあたり20万円以下で可能であり[22]、100万kWの発電設備では2000億円以下ですむ。前述の発電コストワーキンググループの議論によれば100万kW級原子力発電所の建設に3700億円前後かかり、寿命が40年間以上の運転維持費に年約100億円、廃炉にも700億円以上が軽水炉型ですら見込まれることから、すでに原子炉の経済性は無いとする説もある。太陽光発電の稼働率は設備kWに対して約15%にすぎないが、原子力発電所では60-80%が想定されている。実験炉、1970年着工、1977年臨界。原型炉、1980年着工、1994年臨界。あったが2010年5月6日運転再開。