BREST (原子炉)

BREST（、ラテン文字転写例：Bystryy Reaktor Yestestvennoy bezopasnosti so Svintsovym Teplonositelem、「鉛冷却受動安全高速炉」の意）はロシアで開発中の鉛冷却高速炉で、第4世代原子炉に求められる設計基準の達成を目指している。電気出力300MWe の BREST-300 と、同1200MWe の BREST-1200 の設計が進められている。BRESTは、受動安全と閉じた核燃料サイクルの実現を特徴としているDesign completed for prototype fast reactor, World Nuclear News. 2 September 2014。

窒化ウラン-プルトニウム燃料を使用する高速増殖炉であり、長寿命放射性廃棄物を燃焼させることができる。冷却材として鉛が選ばれたのは、沸点が高く、耐放射線性があり、化学的な活性が低く、大気圧下で利用できるからであるLead-Cooled Fast-Neutron Reactor (BREST), IAEA. 2015。

 BREST-300 
2016年8月に、トムスク近郊のセヴェルスクにBREST-300-ODを建設することが承認されたRussia Accelerates Efforts to Build Advanced Nuclear Reactors, Powermag. 1 October 2016Russia notes progress with fast reactor technology, World Nuclear News. 23 August 2016。準備工事は2020年5月に開始されPreparatory construction for Brest-300 reactor begins in Russia, Nuclear Engineering International. 22 May 2020、2021年2月には正式に建設許可が発行された。

BREST-300-OD は、BREST-1200 の建設に先立つ実証炉の位置づけである。

 技術仕様 
 熱出力：700 MW
 電気出力：300MW
 鉛冷却材温度：蒸気発生器入口で 、出口で
 ループ数：4
 炉心高さ： 
 燃料装荷量： 
 燃料交換周期：5年

 関連項目 
 高速増殖炉
 高速炉
 第4世代原子炉

 参考文献 

 外部リンク 
 Design Features of BREST Reactors and Experimental Work to Advance the Concept of BREST Reactors
 Lead-Cooled Fast-Neutron Reactor (BREST), IAEA. 2015

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