超高温原子炉

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超高温炉の構造図、図はヘリウム冷却型のもの。

超高温原子炉(ちょうこうおんげんしろ、英語: Very High Temperature Reactor,VHTR)は、1000度近い高温状態で発電を行う第4世代原子炉ヘリウムを一次冷却材として使う方式が、最も開発が先行して実証炉段階にあるために高温ガス炉として知られているが、他に溶融塩原子炉または鉛冷却高速炉の超高温炉も研究されている。この原子炉は発生熱の出口部分で600 - 1000度近い高温が可能である。熱効率の高いガスタービン複合発電が可能で、ガスタービン原子炉として知られている。また高温ゆえ、原子力水素製造・原子力石炭液化・原子力製鉄などの工業熱源に使用可能で化石燃料枯渇後の工業熱源として期待されており、熱電併給により揚水発電を不要にできる。そして、冷媒が水でないため水素/水蒸気爆発しにくいなど、従来の軽水炉の欠点の多くを改善・一新する新世代炉である。

概説[編集]

ガスタービン原発とも呼ばれ、炉心溶融や爆発しにくく、原子力製鉄などの産業熱源に使え、「原子力熱電併給」で出力調整が可能で再エネを保完でき、熱効率50%以上、使用済み燃料排出が1/5、冷却水消費量が少ない、など軽水炉の問題点を一新する第四世代原子炉である。

出口部分で600 - 1000℃の高温ヘリウムが得られ、ガスタービン発電と工業プラントが併設されている。昼ピークや、太陽/風力がダウンしたときは工業プラントの稼動を最低限に抑えて、ガスタービン複合発電に核熱ヘリウムの多くを流して熱効率50%での発電をし、夜間にはガスタービン発電機を止めて、核熱ヘリウムの多くを熱化学水素製造や、原子力エチレン焼成(水素副産)や原子力石炭液化(水素消費)や原子力製鉄に振り向け、揚水発電を不要にすること、再生可能エネルギーの不安定性を補う事、などが可能で、熱効率向上で 発電コスト大幅コストダウンが見込まれるほか、ウラン消費や使用済み燃料排出が半分近くカット可能である。

原子力エチレン焼成においても少ないCO2発生でナフサのほかに、水素を併産できる。水素は「石炭液化プラント」や、重油・タールサンドタールを軽質油に転換する「重質油水素化分解プラント」に不可欠である。 また、原子力石炭液化においては在来石炭液化より少ない石炭投入・少ないCO2発生で多くの人造石油が得られるため、石油ピークを過ぎて石油生産が枯渇衰退期に入っている現在、バイオ油より安価大量に人造石油を化学合成する手段として期待されている[1] [2]

歴史[編集]

ドイツのAVR炉

高温ガス炉の設計は1947年オークリッジ国立研究所の電源発生部の職員によって最初に提案された[3]ドイツルドルフ・シュルテン英語版教授は、1950年代に開発役を果たした。アメリカピーチボトム原子力発電所 (en) の原子炉は電力生産のための最初の高温ガス炉であり、これは成功裏に終わり1966年から1974年にかけて技術的な証明の先駆者になった。高温ガス炉の設計の例の一つであるフォートセントブレイン原子力発電所 (en) は1979年から1989年にかけて高温ガス炉として運用された。この炉はいくつかの問題に苛まれ、経済的理由から炉は閉鎖されたものの、アメリカの高温ガス炉のコンセプトの証明として役立った[4]。これ以来高温ガス炉の新しい商業炉は開発されていない。

高温ガス炉は英国のドラゴン炉、ドイツの AVR と THTR-300 、日本高温工学試験研究炉(HTTR)、中国の HTR-10 などでも研究されている。2009年に計画された 100 - 195 MWe の発電力を持つペブルベッド型高温ガス炉実証炉2基が中国において建設中であり2013年竣工予定である。[5]、いくつかの国の原子炉設計者によって建設が推進されている。

これらの高温ガス炉をさらに効率的に運用するため超高温下で利用できるようにするための研究も多く行われ、これが超高温炉の研究のきっかけともなっている。最近では設計が事実上新型に更新され、現在は超高温ガス炉として知られる形式で提案されている[6]。日本においては溶融塩炉の燃料を液体燃料から粒状の燃料に変え、高温下で利用を考えた新型高温原子炉 (AHTR) という計画があるが、これは溶融塩利用の超高温原子炉に分類することができる。

高温ガス炉[編集]

高温ガス炉は一次冷却材に液体金属ではなくヘリウムを用いるガス直接冷却黒鉛炉である。大型化が困難であるが、非常に炉心溶融しにくい。 高温ガス炉の特徴としては多くの設計において黒鉛を減速材とし、以前のような燃料棒でなく、何らかの形式で皮膜された粒状の燃料の集合体を基にしているなど受動安全性が重視されていることが挙げられる。超高温炉の冷却材にはヘリウム溶融塩が想定されているが、多くの場合ヘリウムガス冷却炉として考えられており、高温ガス炉としてより知られている。ガス冷却の場合、商業的に利用されている高温ガス炉(黒鉛減速ガス冷却炉)と互換性がある。 2013年に実証炉が完成予定で、超高温炉の中で、現在もっとも実用化に近い型式の高温ガス炉には二つのタイプがある。一方はペブルベッド炉であり、もう一方は六角柱型炉である。六角柱炉は炉心の形状からその名がついており、六角柱の燃料集合体の炭素ブロックが円形の圧力容器に会うように組み合わされており、ペブルベッド炉の設計は核燃料を黒鉛で覆った仁丹状の燃料を集め、6 cm 程度の球にしたものを圧力容器中心部に積み上げたものである。両方の炉で出力要求や設計にあわせ、格納容器の中央に黒鉛の塔が入り輪になった場合もある。

利点[編集]

  • 鉛・溶融塩との比較
    • 1 m3 あたり発熱量が軽水炉の数十分の1で、黒鉛に仁丹のような粒燃料が分散している炉心構造で燃料表面積が大きく放熱がよく、黒鉛は容易に蒸発せず炉心露出困難で、黒鉛の熱容量が大きいため非常に炉心溶融しにくいそのためプルトニウム焼却への利用が検討されている。
    •  黒鉛は温度があがると中性子を吸収するため、制御棒が刺さらない事故がおきても、黒鉛の中性子吸収でブレーキがかかり一定温度で安定化して暴走しにくい
    • 水を必要としないため、水をかけなければ水素爆発も水蒸気爆発も非常に起こりにくい
    • 熱交換器や原子炉容器の腐食問題がなく実用化に最も近く、初期故障も懸念が少ない
    • 原子炉内部が見えるため、トラブル処理しやすい。
    •  炉心1立米あたりの核分裂量・発熱量が軽水炉の数十分の1であるために、中性子放射が少ない。炉と建物/船体の間に中性子遮蔽を設置すれば建物/船体が放射能を帯びにくく廃炉コストが安くできる可能性があり、原子炉容器の中性子脆化が遅く、配管が水腐食しないので原子炉寿命が長い
    •  炉心溶融しにくいため、プルトニウム富化度20%の粒燃料を使用可能で、熱効率のよさと相俟って、使用済み核燃料の排出は1/5(ただし核の灰の排出量は1/1.7)で再処理コストが安く、六ヶ所村の能力不足問題が解決され、再処理工場を増やさなくて済む

欠点[編集]

  • 鉛・溶融塩との比較
    • 3次元的拡大が困難かつ、原子炉容器からの放熱なので30万kw以上の拡大はクラスタモジュール炉になる(例えば規格品の30万kw炉を4本収容した120万kw炉など)
    •  炭酸ガス冷却炉よりましだが、出力の割りに大きく重くなりやすく、出力の割りに設備費は嵩む。それが、大型化困難と相俟って電力会社が今までこの形式に積極的でなかった理由である、(ただし、熱効率のよさ、燃料消費の少なさ、再処理コストの少なさ、長い炉寿命、廃炉コストの少なさなどバックエンド費用の少なさが、近年評価されつつある)
    • 配管等が破断して、隔離弁が作動せず空気が流入した場合、黒鉛火災の可能性がある(尚、運転時に炉室を窒素で満たし、炉室破壊してもDIESEL排気などの二酸化炭素を炉内に注入可能に設計すればこの問題は起こりにくくなる。)
  • 鉛冷却炉との比較
    • 黒鉛火災に備えて、液体窒素やハロンや溶融鉛などの窒息消火剤の準備が必要

減速材[編集]

中性子減速材黒鉛であり、また、ペブルベッド方式、六角柱方式にかかわらず炉心の構成物にも黒鉛が多く含まれる。

燃料[編集]

超高温ガス炉において利用される核燃料はTRISO型燃料粒子と呼ばれており、炭化珪素セラミックと黒鉛によって被膜された燃料粒子である。TRISO粒子は燃料の中心核を持っており、多くの場合プルトニウムまたは二酸化ウランから構成される。しかしながら、炭化ウランや炭酸化ウランにも可能性はある。炭酸化ウランは酸素の量論量(酸化に必要な酸素量)を減らすためにウラン炭化物と二酸化ウランの混合物になっている。量論酸素量が少ないことは、炭素層の酸化によって生じる一酸化炭素によりTRICO粒子内圧力の上昇を抑える[7]。TRISO粒子はペブルベッドの中にぺブル(球状粒子)に分散させたり柱状に固められ、六角柱状の炭素ブロックに入れられる。アルゴンヌ国立研究所で考案されたQUADRISO燃料[8]のコンセプトは進んだ核反応を良好に制御するために使われている。

冷却材[編集]

ヘリウムは多くの高温ガス炉に使われている冷却材で、ピーク温度と出力は炉心設計に依存する。ヘリウムは不活性気体であり、このためほとんどの素材に対して化学的反応が起こらない[9]。加えて、ほかの冷却材と比べ、中性子の放射にさらされても放射化しない[10]

運用[編集]

炉心では六角柱型の制御棒が練炭状に穴の開いた黒鉛ブロックの穴に差し込まれている。ペブルベッド炉が利用された場合、超高温炉は以前の PBMR 炉のように運用され、制御棒は周囲の黒鉛反射体に差し込まれる。制御は中性子吸収材を含む小球を追加することで可能である。

安全性とその他の利点[編集]

高温ガス炉の具体的な設計では、ヘリウムの不活性で反応性を持たない性質と、黒鉛の持つ大きな熱慣性の性質を最大限活用するよう最適化され、固有の安全性を持つ。炉心が黒鉛で構成されている事から、高温でも大きな熱容量と強固な構造安定性を持ち、酸炭化ウランで被覆された燃料によって核分裂生成物の保持能力の高さと200G Wd/tに達する高燃焼度を実現する。また、1000度近い高い炉心出口温度により、熱エネルギーを工業的なプロセス加熱のために利用する事が可能である。

さらなる耐熱性向上を目指し炭化ジルコニウム被覆の開発が進んでいる[11]

耐熱温度を倍に引き上げる事で運転温度が1000℃以上も可能になりヘリウムガスタービン発電の効率向上や反応速度が速いITMK3などの高温製鉄への熱源利用等が可能になるとみられる(現在は中東などで行われている800-900度での直接還元製鉄のみ原子力製鉄が可能)[12][13]

高速増殖炉への応用[編集]

一般的な高温ガス炉は中性子の遅い熱中性子炉で、黒鉛を減速材にしており、U235しか核分裂できない。しかし、危険なナトリウムや、腐食性が問題な鉛を使わず冷却できるために、ガス冷却高速増殖炉への応用が模索されている。ただしこの場合、1立米あたりの発熱量・中性子発生量が低い利点は失われる

商業炉建設へ[編集]

中国で初の商用型60万kw級高温ガス炉の建設が決定[14]。2017年着工予定。

溶融塩超高温炉[編集]

溶融塩冷却材を使った形式のLS超高温炉は、進展型高温炉に類似しており、液体フッ化塩が仁丹型の燃料の冷却に使われる。これは一般的な超高温炉の設計と多くの特徴を共有しているが、ヘリウムの代わりに溶融塩を利用している。仁丹型の燃料は溶融塩の中で漂い、このため流体冷却材の中に導入されたばかりの重い燃料は炉の底に運ばれ、使い果たされ軽くなった上部のものから再循環のために取り除かれる。LS超高温炉は多くの魅力的な特徴を持っている。溶融塩の沸騰温度が1400度以上であることからくる高温で働く能力、低圧下の運用、高い出力、同じ状態で運用されるヘリウム冷却炉よりも優れた電気変換効果、受動的安全システム、事故発生時の核分裂生成物のより高い保持力などがその特徴となっている。一方で、溶融塩の金属への腐食性はこのタイプの原子炉を進める足かせとなっている。

素材開発[編集]

超高温炉では熱と高い中性子量、また、溶融塩が採用された際には腐食性の環境といった問題があるため[15]、従来の原子炉の限界を超える素材を必要としている。超高温炉を含む様々な第4世代原子炉の一般的な研究の中で、Murty と Charit は、「超高温炉に利用するために経年した後であっても、圧力下、非圧力下問わず高い安定性を持ち、振動耐性、展性、強度が維持でき、耐食性も初期的候補になる素材」を提案している。ニッケル基の超合金、炭化ケイ素、特定の品質のグラファイト、高クロム鉄、耐熱金属などのいくつかの素材が提案されている.[16] 。超高温炉を建設する前に対処しなければならない問題を明確にするために、アメリカ国立研究所の指揮でさらなる研究が行われている

鉛ビスマス超高温炉[編集]

東京工業大学で研究されている鉛ビスマス高速増殖炉が600℃以上の操業温度を予定している。炉心はプルトニウム/劣化ウランの装荷とCANDLE炉心が検討されている。京大で研究されている加速器駆動未臨界炉はプルトニウム40%・超長半減期核種60%(いわゆる「核のゴミ」)混合の窒化物燃料の装荷が予定されている。 従来、鉛ビスマスは腐食性のため、超高温炉への適用が困難と思われてきたが、原子炉容器内側にイオン化傾向の高い金属をスパッタ蒸着することで、トタン(亜鉛めっき鋼板)などとおなじ「犠牲防食」の原理で腐食を防止できることがわかってきた。また1970 - 80年代のソ連原潜での経験で、空気と「長時間」接触させると酸化スラグが発生する可能性があることがわかり、以降空気と接触させず液体金属中の酸素濃度を電子制御する設計、流路詰まりを防ぐタンク型の採用などで、実用性を改善している。もんじゅなどのナトリウムと違って、水をかけて冷却可能なのが最大の利点である。 耐熱温度は300度から600度に改善したが、1000度に達してはいない。これは安価なアルミ(融点660度)蒸着を使用している事も原因であり、最近、高融点金属の蒸着も開発されているので、800 - 1000度への温度引き上げが期待されている。 加速器駆動未臨界炉や鉛ビスマス高速増殖炉の経済性をガスタービン複合発電によって大きく向上させる可能性がある。

利点[編集]

  • ガス直接冷却炉との比較
    • コンパクトなので、船舶や海中浮体に搭載可能(立地難解消・万一爆発しても水圧でセシウムを閉込められる・地震/津波/軍事攻撃に強くなる、等の利点が発生する)。
    • 3次元的大型化が容易で、数百万kwも可能
    • 黒鉛火災の心配が低い、水をかけて冷却できる
    • 加速器駆動未臨界炉と結合して核のゴミ焼却炉にするのが容易
    • 原子炉容器外側に水スプレーした場合の放熱効率が良い

欠点[編集]

  • ガス直接冷却炉よりコンパクトで原潜に搭載可能な代わり、1 m3 あたり発熱量が高く、崩壊熱で炉心溶融が起こりうる
  • 液体金属に水を掛けても爆発しないが、水に液体金属が落下すると水蒸気爆発する。透水コンクリートを敷かねばならない
  • 同理由により、 MRX と異なり水漬け格納容器で中性子を遮蔽できない。含水発泡コンクリートなどで遮蔽せねば、廃炉コストが掛かる
  • 鉛ビスマスの金属腐食性対策が必要。
  • 酸化スラグ沈殿を防ぐため空気と鉛の接触を遮断して、鉛を還元ガスで酸素管理せねばならない。
  • ポロニウム除去装置設置か、鉛100%で運転して、頻繁に交換・ビスマス除去が必要(但し、ビスマスは高温超伝導向けに高値で売れる)
  • 液体金属のため炉内を見る事ができない

脚注[編集]

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  1. ^ ATOMICA 高温ガス炉による核熱エネルギー利用の拡大
  2. ^ ATOMICA [ http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_Key=03-03-05-03 高温ガス炉を用いた核熱利用]
  3. ^ McCullough, C. Rodgers; Staff, Power Pile Division (1947年9月15日). “Summary Report on Design and Development of High Temperature Gas-Cooled Power Pile”. Oak Ridge, TN, USA: Clinton Laboratories (now Oak Ridge National Laboratory). 2009年11月23日閲覧。
  4. ^ IAEA HTGR Knowledge Base
  5. ^ Current status and technical description of Chinese 2 x 250 MWth HTR-PM demonstration plant
  6. ^ HTGR - High Temperature Gas-cooled Reactor _ Nuclear Pictures - NukeWorker.com
  7. ^ D. Olander J. Nucl. Mater. 389 (2009) 1-22.
  8. ^ QUADRISO
  9. ^ High temperature gas cool reactor technology development (PDF)”. IAEA. pp. 61 (1996年11月15日). 2009年5月8日閲覧。
  10. ^ Thermal performance and flow instabilities in a multi-channel, helium-cooled, porous metal divertor module”. Inist (2000年). 2009年5月8日閲覧。
  11. ^ 7-7 超高温ガス炉燃料のさらなる高性能化に向けて”. 日本原子力研究開発機構. 2015年5月27日閲覧。
  12. ^ 「超高温ガス炉実用化へ前進、燃料粒子用被覆材の製造成功”. 週刊科学新聞. 2015年5月27日閲覧。
  13. ^ 幅広い用途”. HTTR 高温工学試験研究炉. 2015年5月27日閲覧。
  14. ^ 中国商用60万kW高温ガス炉(次世代の原子力炉)、2017年に着工”. 電機事業連合会. 2015年7月8日閲覧。
  15. ^ D. T. Ingersoll, C. W. Forsberg, P. E. MacDonald, ORNL Technical Document, Oak Ridge Tennessee, ORNL/TM-2006/140, 2007, pp. 46
  16. ^ K.L. Murty, I. Charit, J. Nucl. Mater. 383 (2008) 189-195.

参考[編集]

外部リンク[編集]

関連項目[編集]