高速増殖炉
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。しかし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。
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。
高速増殖炉(こうそくぞうしょくろ、英: Fast Breeder 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。高速中性子を利用しながら核燃料の増殖を行わない原子炉の形式は、単に高速炉(Fast Reactor:FR)と呼ばれる。
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。
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。
冷却材に軽水(つまり普通の純水)を使わずに、代わりに溶融金属(主に金属ナトリウム)を使用する
燃料には天然ウランまたはウラン/プルトニウム混合燃料(Mixed oxide: 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。
フランス、イギリス、ドイツ、イタリア、ベルギーの国際プロジェクトで、商業実証炉EFR(European Fast Reactor)により2010年代の運転を目指していたが、設計研究終了後の1993年に計画中止となった。現在フランスを除いて高速炉の開発計画は存在しない。
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。
金属ナトリウムとして存在している安定同位体のNaは、炉内で中性子を吸収し放射化されNa(半減期 2.6年)とNa(半減期 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。
また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。また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。
なお、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。