世界の高速増殖炉原型炉 (03-01-05-02)

＜本文＞
　世界各国で計画されているものも含め開発されている高速増殖炉原型炉は、Phenix（フランス）、ＳＮＲ−300（ドイツ）、ＰＦＢＲ（インド）、もんじゅ（日本）、ＰＦＲ（イギリス）、ＣＲＢＲ（アメリカ）、ＢＮ−350（カザフスタン）、ＢＮ−600（ロシア）、ＰＲＩＳＭ（アメリカ）およびKALIMER−600（韓国）の10基である。現在PhenixとＢＮ−600が順調に運転されており、もんじゅは1995年の二次主冷却系ナトリウム漏洩の後、運転が再開されていない。
　表１に高速増殖炉原型炉を開発している国、出力、燃料や冷却材の種類などを示した。10基のうち運転中のものが前述の２基、計画中または建設中のものが韓国とインドの２基、停止中のものが１基、残りは閉鎖または中止になっている。カザフスタンのカスピ海沿岸にあるＢＮ−350は原型炉としては世界最初のもので，海水脱塩併用である。1994年4月、ＢＮ−350の廃止措置が経済的理由により決定した。発電と海水脱塩併用であるロシアのＢＮ−600（電気出力600MW，ベロヤルスク発電所３号機）は1980年2月26日初臨界、1981年12月22日に定格出力に達している。電力・熱併給プラントとして商業運転され、1995年の設備利用率は67.5％であった。インドのＰＦＢＲは2003年9月に工事認可がおりた。ドイツのＳＮＲ−300、アメリカのＣＲＢＲおよびイギリスのＰＦＲは財政的事情などにより中止した。また、アメリカのＰＲＩＳＭ計画は概念設計の段階であったが、ＰＲＩＳＭを含むＡＬＭＲ（Advanced Liquid Metal Reactor）計画全体が1994年度から政策変更などの理由により中止された。韓国のKALIMER−600（600MWe）は現在概念設計が進められている。
　原型炉の型式はプール型（タンク型とも呼ぶ）とループ型がほぼ半数である。燃料はＰＲＩＳＭのみがウラン・プルトニウム合金の金属燃料で、他はウラン・プルトニウム混合酸化物（PuO2−UO2）燃料である。旧ソ連の２つの炉も最初はウラン酸化物（ＵＯ2）燃料であったが、後にPuO2−UO2燃料に変えた。
　濃縮度、核物質量、出力密度、燃焼度および増殖比の数値を表２に示した。ＣＲＢＲを除いて、炉心は２領域であり、外側の濃縮度を大きくして出力の平坦化を行っている。大きな燃焼度を目標として、イギリスのＰＦＲは最大25万MWd/tを目標とし、既に平均で15万MWd/tを達成している。増殖比は1.1から1.24である。
　表３は冷却系の数値を示す。原子炉の構造材などに用いるステンレス鋼の高温領域の物性値データが少ないことなどで、冷却材のナトリウム温度は560℃以下の温度に設定されているが、軽水炉よりも高い。したがって蒸気条件も軽水炉よりも高温・高圧である。
　主要機器である炉容器、中間熱交換器および蒸気発生器に関するパラメータを表４に、制御棒、原子炉格納容器、非常用冷却系および工学的安全設備に関する情報を表５に示した。原子炉格納容器の形状が直方体であるもの、コンクリートを使用したものが半数ある。

＜図／表＞

＜参考文献＞
（1）IAEA：LMFBR Plant Parameters 1991，IWFR/80 （1991）
（2）動力炉・核燃料開発事業団：高速増殖原型炉もんじゅ−設計・建設・試運転の軌跡−（1994年7月），p20
（3）日本原子力産業会議（編）：原子力年鑑2003年版（平成2003年10月）
（4）P.Magee et al.:Performance Analysis of the 840MWt PRISM Reference Burner Core，The 3rd JSME/ASME Joint Int’l. Conf.on Nucl. Eng. Apr.（1995）
（5）日本原子力産業会議（編）：原子力ポケットブック2003年版（2003年8月）
（6）動力炉・核燃料開発事業団：第30回ＩＡＥＡ／ＩＷＧＦＲ定例年会報告（1997年5月、北京）、ＰＮＣ−ＴＮ1410−97−024
（7）Dohee Hahn: Status of the Fast Reactor Technology Development Programme in Korea， IAEA TWG−FR， 37th TWG−FR Annual Meeting， May （2004）
（8）S. C. Chaetal :Status of Fast Reactor Development in India April 2003−March 2004， IAEA TWG−FR， 37th Annual Meeting， May （2004）