高速増殖炉
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。
ウラン238(天然・非核分裂性)+中性子 → ウラン239 → ネプツニウム239 → 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。しかし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。
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。
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、冷却材と燃料において大きな違いがある。
日本での高速増殖炉用のMOX燃料は、日本原子力研究開発機構の核燃料サイクル工学研究所にある第二開発室および第三開発室で製造される。
現在、青森県六ケ所村に存在する日本原燃の六ヶ所再処理工場は、軽水炉で使用された核燃料からウランとプルトニウムを取り出すための再処理を行う施設である(MOX燃料の製造工場は別途建設が予定されている)。そのため高速増殖炉用のMOX燃料の再処理や製造は行えない。
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。
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。このことは、冷却材の減圧による沸騰を原因とする冷却材喪失事故(LOCA:Loss Of Coolant Accident)がほぼ起きないことを意味しており、同時にその事故に関しては非常用炉心冷却装置(ECCS:Emergency Core Cooling System)も必要ないことを意味している。
炉心が小型にでき、出力密度が高い。