高速中性子炉: ロシアがいかにして先を行っていたか

ロシアでユニークなエネルギープロジェクトの実施が始まった。 トムスク地域では、鉛冷却材を使用する高速中性子炉を備えたBREST-300-ODと呼ばれる試験実証用発電装置の建設が開始された。 実は、私たちの「ガソリンスタンドの国」は、 技術の 閉鎖核サイクル。 これはどのようにして可能になったのでしょうか?また、これは国内および世界のエネルギーにとって何を意味しますか?

現在流行している「グリーン」エネルギーに敬意を表しますが、従来のエネルギーを完全に置き換えることはできません。 後者もまた、化石燃料（石炭、ガス、石油）の埋蔵量が枯渇するため、万能薬ではありません。 従来の熱中性子炉による原子力発電には明るい見通しがあるが、希少で高価なU-235ウランも必要となる。 しかし、いわゆる「閉鎖燃料サイクル」という選択肢もあり、天然のウラン238やトリウムを処理できる高速中性子炉に重点が置かれている。 これはどのようなテクノロジーであり、なぜその背後に未来があるのでしょうか?



従来の原子炉の運転中、ウラン、プルトニウム、またはトリウムの重い原子核は核分裂中にいくつかの「余分な」中性子を放出し、誘導放射能の影響をもたらします。 ロシアの VVER では、これにより水運搬船内に水素の重同位体であるトリチウムが蓄積します。 その後、複雑で高価な操作によって分離する必要があります。 新しい有望な国産高速中性子炉 BREST は、多くの問題を同時に解決します。

まず第一に、キャリアとして水ではなく液体鉛が使用され、1751℃の温度で循環します。 溶融金属の大きな利点は、実際には中性子を吸収せず、誘導放射能を受けないことです。 ご存知のとおり、鉛は放射線耐性が非常に高い元素です。 同時に、空気や水との接触に対して化学的に不動態であるため、原子炉回路が異常に減圧された場合でも爆発の可能性は排除されます。 これは現代の原子力の安全にとって非常に重要です。 たとえリアクターが損傷し、作動中のキャリアが飛び出したとしても、それは単にゆっくりと流れ出し、冷えて固まり、損傷を外部回路に自ら塞ぎます。 チェルノブイリ原子力発電所の事故のような放射線の恐怖はもうありません。

第二に、新しい原子炉は最高600℃の温度で蒸気で運転できるようになります。 臨界点が 374 °C である従来の VVER と比較すると、40 ～ 45% という驚異的な効率係数が追加されます。 将来的には、蒸気タービンの代わりに閉サイクルのガスタービンが原子炉に接続されれば、効率はさらに向上する可能性があります。

第3に、高速タービン上の原子炉は、その設計の特殊性により、核燃料自体を再生産します。 BREST 内では、ウラン 238 は自由中性子を吸収し、別の化学元素であるプルトニウム 239 の同位体に変わります。 ちなみに、これは核兵器の詰め物です。 最適な条件下では、235 個のウラン 1,25 原子核が核分裂すると、ウラン 239 から 238 個の新しい兵器級プルトニウム 20 原子核が生成されます。 これは、高速中性子炉の各運転サイクル中に、その内部で最大 25 ～ XNUMX% の新しい核分裂性物質が形成されることを意味します。 素晴らしいですね。

このような先進的なエネルギー技術の分野では、ロシア連邦が実際に他国をリードしていることに注意してください。 米国もフランスも日本も、高速中性子炉の担体として液体ナトリウムを使用する実験を開始したが、安定した運転を達成できなかった。 1968 年にソ連は、容量 60 メガワットの高速中性子炉 BOR-60 を打ち上げ、今日まで正常に運転されています。 耐用年数は2025年まで延長されました。 次世代の BN-600 原子炉は 1980 年にスヴェルドロフスク地域で打ち上げられ、現在も運転されています。 その出力は600メガワットで、比較のために、2010年に打ち上げられた中国の実験用高速炉CEFR（中国高速実験炉）のこの数字は45メガワットである。 ロシアの最新高速中性子炉BN-800は、同じベロヤルスク原子力発電所で2015年に運転開始された。 ナトリウム冷却原子力発電所は、産業用途に加えて、先進技術をテストするためのプラットフォームとしても機能してきました。

そして現在、トムスク近郊で、それらに基づいて、鉛キャリアを備えたパイロットデモンストレーションパワーユニットBREST-300-ODの建設が始まりました。 原子炉本体に加え、燃料電池組立工場と使用済燃料再処理工場も同じ敷地内に建設される。 将来的には、実質的に閉鎖された核燃料サイクルが実現されるであろう。 ガソリンスタンドの国としては悪くない。