ナトリウム冷却高速炉(SFR)

　SFRは、原子炉冷却材に液体ナトリウムを使用しているため、冷却材の体積割合を低く抑えながら高出力密度化が可能であり、低圧での運転が可能です。ナトリウムは無酸素環境で腐食を防ぐことができますが、一方で空気や水と化学反応を起こすために密閉された冷却材システムが必要となります。

　検討中のプラントサイズのオプションは、50～300MWeの小型のモジュール型原子炉から、最大1,500MWeの大型プラントまでの範囲です。オプションの出口温度は500-550℃であり、これにより、過去の高速炉プログラムで開発され実証された材料の使用が可能となります。

　SFRクローズド燃料サイクルは、核分裂性燃料の再生を可能にし、マイナーアクチニドの管理を容易にします。しかし、そのためには、リサイクル燃料の開発と使用認定が必要です。第4世代炉システムの重要な安全性の特徴は、長い熱応答時間、冷却材沸騰に対する合理的なマージン、大気圧近傍で動作する一次系、一次系の放射性ナトリウムと電力変換系の間の中間ナトリウム系である。電力変換系の作動流体としては、熱効率、安全性、信頼性の面で高い性能を実現するために、水/蒸気、超臨界二酸化炭素、窒素などが考えられます。これらの技術革新により、将来の電力市場において経済的な競争力を持つことを目指しています。また、中性子スペクトルが速いため、熱炉に比べてウラン資源が大幅に有効利用できます。SFRは、アクチニド管理のための最も近い将来の展開可能なシステムと考えられています。

　SFRの基本技術の多くは、以前の高速炉プログラムで確立されており、フランスのフェニックスの運転最終段階での試験（end-of-life tests）、日本の「もんじゅ」の運転、ロシアのBN-600の寿命延長などで確認されています。SFR技術が関与する新しいプログラムには、2011年7月に送電網に接続され、2020年にはフルパワーからの緊急停止試験が実施された中国の実験的高速炉（CEFR）や、CEFRをベースに2017年から建設が開始され手2023年に系統に接続される予定の中国のCFR-600や、2022年に建設完了を予定しているインドのプロトタイプ高速増殖炉（PFBR）、フルMOX炉心に向けて燃料の取替作業が行われているロシアのBN-800などがあります。

　SFRは、限られた核燃料資源を最大限に活用し、燃料サイクルを閉じることで核廃棄物を管理したいと考えている国々にとって魅力的なエネルギー源です。

　高速炉は、アクチノイドを核分裂させるのに有効な高エネルギー中性子を用いて運転するため、アクチノイド管理のミッションにおいて特別な役割を担っています。アクチニド管理ミッションのための高速炉の主な特徴は以下の通りです。

クローズド燃料サイクルで超ウラン元素を消費することにより、放射性毒性と熱負荷を低減し、廃棄物処分や地層処分を容易にする。
核分裂性物質の効率的な管理とマルチリサイクルによるウラン資源の利用促進。

　固有及び受動的な手段により達成された高レベルの安全性は、過渡現象や境界事象にも大きな安全性の余裕を持って対応することが可能です。

　原子炉ユニットは、プールレイアウト又はコンパクトなループレイアウトで配置することができます。3つのオプションが検討されています。

ウラン-プルトニウム酸化物混合燃料を用いた大型ループ型原子炉（600から1,500MWe）。湿式再処理を用いた燃料サイクル。
酸化物又は金属燃料を用いた中・大型プール型原子炉（300～1,500MWe）。燃料処理方法は燃料による。
ウラン-プルトニウム-ジルコニウム金属合金燃料を用いた小型のモジュール型原子炉（50～150MWe）。乾式冶金処理を用いた燃料サイクル。

　各オプションとも、将来的なマイナーアクチニドの燃焼も視野に入れており、基本的に、複数の炉システムで燃料取り扱い施設を供用するコロケーション型。

参考文献
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[6] Delage F. et. al., “Status of advanced fuel candidates for Sodium Fast Reactor within the Generation IV International Forum”, J. of Nuclear Materials, NUMA46668 (to be published), 2013.

　GIF international site (English)におけるナトリウム冷却高速炉の説明はこちら。