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「もんじゅ」廃炉後は原子力の「地産地消」へ ロシアから電力輸入、東京電力は送電会社に 笹川平和財団・田中伸男理事長に聞く
http://www.asyura2.com/16/genpatu46/msg/686.html
投稿者 軽毛 日時 2016 年 10 月 26 日 01:39:23: pa/Xvdnb8K3Zc jHmW0Q
 

「もんじゅ」廃炉後は原子力の「地産地消」へ

キーパーソンに聞く

笹川平和財団・田中伸男理事長に聞く(後編)
2016年10月26日(水)
大竹 剛
新潟県知事選で原発再稼働慎重派の米山隆一氏が当選する一方、核燃料サイクルの中核を担うはずだった高速増殖炉「もんじゅ」について、廃炉を含めた抜本的な見直しが決まるなど、国内の原子力政策に不透明感が漂っている。特に「もんじゅ」の廃炉に向けた方針は、日本が進めてきた核燃料サイクルが大きな転換点にさしかかっていることを示唆している。 国際エネルギー機関(IEA)の元事務局長で、現在は笹川平和財団の理事長を務める田中伸男氏のインタビュー前編では、ロシアから送電線を日本に引いて電力を輸入する構想や東京電力の生き残り策などについて聞いたが、後編では核燃料サイクルの今後について話を聞く。

田中伸男(たなか のぶお)
1950年生まれ。73年通商産業省(現・経済産業省)入省。通商政策局通商機構部長、経済協力開発機構(OECD)科学技術産業局長などを経て、2007〜11年に国際エネルギー機関(IEA)事務局長、2011〜15年に日本エネルギー経済研究所特別顧問。2015年4月から笹川平和財団理事長(写真:陶山 勉)
原発については再稼働の問題だけではなく、核燃料サイクルも岐路に立たされています。高速増殖炉「もんじゅ」も廃炉の方針が決まりました。

田中:日本にとって、原子力はエネルギーの安全保障上、必要だと思います。ただし、原子力が必要な理由はそれだけではありません。地球温暖化の問題で、二酸化炭素の排出削減には絶対に欠かせない。

 ただし、福島の事故以降、これまでのような体制で原子力政策を進めても、国民の納得は得られません。重要なのが、原子力のサステナビリティーです。

 1つ目は、安全上の問題です。「絶対」という安全はないにしても、できる限りの受動的安全性(事故が発生した際に電力など人工的な動力を用いず、自然の力で事態を収束させる仕組み)を備えなければなりません。2つ目は、高レベル放射性廃棄物や使用済み核燃料の処理の問題。これがきちっとできないと、国民は納得しません。そして3つ目が、核兵器の製造に活用されないという点です。

 これら3つを満たす原子力の技術、あるいはシステムを国民に提示しなければなりません。それなくして、国民は原発の再稼働には納得しないでしょう。日本には、高速増殖炉「もんじゅ」や六ヶ所村(青森県)の再処理施設があるわけですが、なかなかうまく稼働して来なかった。

 使用済み核燃料を再処理してMOX燃料(ウラン・プルトニウム混合酸化物
燃料:使用済み核燃料を再処理して分離したプルトニウムとウランを混ぜて作った燃料)にしても、それを燃やすための原子炉がなかなか再稼働しない。しかも、本来、MOX燃料というのはコストが高い。日本の核燃料サイクルは、もんじゅを動かすことが前提でしたが、もんじゅが動かないので、とりあえずMOX燃料を作り、既存の原子炉(軽水炉)で燃やそうとしたわけです。それがいわゆる、「プルサーマル」と呼ばれるものです。

 ところが、福島の事故以来、MOX燃料を燃やすための原子炉が再稼働しない。それから、MOX燃料を作っても、結局、高レベル放射性廃棄物はゴミとして出る。そのゴミは10万年もの期間、地下に埋める必要がありますが、その場所も決まらない。

 ようするに、核燃料サイクルのそれぞれのパーツが、国民を納得させるレベルまで達していないのです。したがって、今のまま「大丈夫です」といくら説明しても、「わかりました」と国民は納得しないでしょう。

核燃サイクルを維持に「統合型高速炉」の活用を

こうした状況を解決する技術があると、主張していますね。

田中:私は、「統合型高速炉」という技術に注目しています。米国のアルゴンヌ国立研究所の技術で、高速炉に乾式再処理技術を組み合わせた、プルトニウムが外に出ない形の核燃料サイクルを実現するものです。核不拡散の観点から優れていると同時に、安全性も高い。1986年に全電源を喪失させる実験をしているのですが、無事に原子炉が停止しました。さらに、この統合型高速炉から出てくる核のゴミは、天然ウラン並みに毒性が落ちる期間が300年程度と、これまで30万年から10万年と言われていた状況から大幅に短くなる。

 私は、こういう原子炉と再処理を一体にした小型の施設を各地方に配置し、地方分散型、地産地消型で原子力を活用する方が良いのではないかと考えています。六ヶ所村だけに作るという発想は、限界だと思います。高レベル放射性廃棄物を捨てる場所が見つかればよいですが、なかなか難しい。むしろ、原子炉で出たゴミは、その地域で処分するという発想に転換した方がいいでしょう。

 300年で天然ウラン並みに毒性が落ちるゴミなら、地上でも地下でも、管理するのはそれほど難しくない。統合型高速炉を各地に作れば、これまでたまっている軽水炉の使用済み核燃料をそこで処理していけるオプションができる。地産地消型の原子力は、将来の1つのビジョンになりうるのではないでしょうか。

 また、福島第一原子力発電所から、溶け落ちて固まった燃料デブリを取り出した際、それを処理する技術が今後、必要になります。それにも、統合型高速炉は活用できるでしょう。

もんじゅの時のように、莫大な資金を投じてもうまくいかなかったということになる恐れはありませんか。

田中:それはおっしゃる通りですが、やってみないと分かりませんよね。アルゴンヌではある程度の実証がなされていますので、実験してみる価値はあるという気がしています

 原子力を将来も活用するのであれば、今の軽水炉の技術のままでよいのでしょうか。安全性や核のゴミの問題を考えれば、早いうちに新しい技術に切り替えていく必要があるでしょう。2018年には日米原子力協定の改定期を迎えます。日本の核燃料サイクルを日米原子力協定の枠組みの中で続けていくには、きちっとしたモデルがないとダメです。

 日本が核燃料サイクル路線を続けるのならば、具体的にどういうやり方で何をやっていくのかというビジョンを示さないと、協定の改定や延長は今後、難しくなっていくのでないかと心配しています。

 米国にも、日本がプルトニウムを持つのはおかしいから再処理なんてやめろという人がたくさんいますよ。米国が気にしているのは、プルトニウムが蓄積することによる核不拡散上のリスクです。統合型高速炉でプルトニウムをゴミとして燃やしてしまうことに、米国が異を唱えるとは思えません。

プルサーマルで出る「核のゴミ」に課題も

もんじゅの失敗は核燃料サイクルの破綻を意味し、再処理もやめるべきだという意見もあります。電力会社はMOX燃料を使ったプルサーマルの維持を主張していますが。

田中:そうですね。プルサーマルはやったらいいんですよ。それをやらないと、せっかく作った施設が無駄になりますから。コストは高いですけどね。

 ただ、問題は、プルサーマルをやると、使用済みのMOX燃料が出てきますよね。これは、六ヶ所村の施設では処分できず、直接処分するか、または別の再処理工場を作らなくてはなりません。使用済みのMOX燃料を直接処分するならば、最初から使用済み核燃料を再処理してMOX燃料など作らずに、直接処分しておけばよかったわけです。もし、プルサーマルを続けるのなら、使用済みMOX燃料を再処理する新たな施設を作ってプルトニウムを使っていくというプロセスを繰り返すことになる。つまり、第2再処理工場、第3再処理工場が必要になってくる。

 ですので、そうならないためにも、統合型高速炉を作って、使用済みMOX燃料も燃やしてしまえばいい。

 もんじゅについて言えば、「もんじゅは危ないから潰してしまえ」というのは、正直もったいないと思っています。例えば、統合型高速炉は金属燃料を燃やすのですが、もんじゅで金属燃料を燃やす実験ができるのではないでしょうか。従来通り発電を続けますというのでは国民の理解は得られないでしょうが、次の核燃料サイクルのための技術開発に生かすという方向性も、議論してもよいでしょう。

仮に統合型高速炉を今から実験し始めたとして、いつ頃から作り始められるのでしょうか。

田中:どう考えても2030年代でしょうね。軽水炉の寿命は40年、延長しても60年という中で、2030年代には次々と廃炉が始まっていきます。その時までに、次に何をするのか考えておかなければなりません。

 もちろん、再生エネルギーは技術革新が進み、コストは下がっていくでしょう。バッテリーの技術も進む。核融合も実現するかもしれない。しかし、それでも原子力なしでいけるのかというと、苦しいのではないでしょうか。

 そういう意味で、持続可能な原子力のオプションも持っていた方がいい。原油もガスも、再生エネルギーも、うまくいかないという事態が出てくるかもしれない。そういう時のために、原子力というオプションは残しておいた方がいいと思います。
   エネルギー問題に関する議論は、石油の価格の話から、最終的には原子力の是非まで総合的にしないと、完結しない。中東やロシア、原子力など、すべてのピースは関連しているのです。それをぜひ、皆さんに理解してもらい、幅広い議論につなげていただきたいと思います。


http://business.nikkeibp.co.jp/atcl/interview/15/238739/102100212/

ロシアから電力を輸入し、東京電力は送電会社に

キーパーソンに聞く

笹川平和財団・田中伸男理事長に聞く(前編)
2016年10月25日(火)
大竹 剛
12月に予定されているロシアのプーチン大統領の来日に向けて、北方領土返還交渉や日露の経済協力に向けた動きが活発になっている。そうした中、エネルギー分野での経済協力として、ロシアから送電線を日本に引いて電力を輸入することなどを想定した「エネルギーブリッジ」という構想が浮上している。

こうしたアイデアを早くから提唱していたのが、国際エネルギー機関(IEA)の元事務局長で、現在は笹川平和財団の理事長を務める田中伸男氏だ。

なぜ、日本がロシアから電力を輸入することが必要なのか。折しも、石油輸出国機構(OPEC)の加盟国が減産で合意して以降、原油価格は上昇傾向にあるほか、国内では原発の再稼働問題や高速増殖炉「もんじゅ」の廃炉方針決定など、エネルギー情勢が国内外で目まぐるしく動いている。

田中氏に、昨今のエネルギー情勢と日本が進むべき方向について、話を聞いた。

田中伸男(たなか のぶお)
1950年生まれ。73年通商産業省(現・経済産業省)入省。通商政策局通商機構部長、経済協力開発機構(OECD)科学技術産業局長などを経て、2007〜11年に国際エネルギー機関(IEA)事務局長、2011〜15年に日本エネルギー経済研究所特別顧問。2015年4月から笹川平和財団理事長(写真:陶山 勉)。
9月に石油輸出国機構(OPEC)の加盟国が減産で合意して以降、石油価格は上昇傾向にあります。非加盟国のロシアのプーチン大統領も減産する用意があると発言したと報じられ、11月に開かれるOPEC総会の行方に注目が集まっています。石油価格は、今後も上昇していくのでしょうか。

田中伸男(以下、田中):確かに、アルジェリアでのOPEC会合の後、石油価格は少し上向いてきました。ロシアが減産に賛成するという話もあるし、サウジアラビアとイランが減産で合意できたという説もあって、石油価格は上昇機運ではあります。

 しかし、本当にロシアが減産に応じるのか不透明です。また、OPECの加盟国が減産するかについても、具体的に各国の割り当てが決まらないと、実効力はありません。11月のOPEC総会の結果を見ないと、どうなるのか分かりません。ただし、これだけ上がってきて、もし、期待を裏切るようなことがあれば暴落してしまうので、なんらかの対応策が出てくる可能性が大きいと思います。

 今、石油の産出量が一番多いのはサウジアラビアで次が米国、そしてロシアです。

 石油価格が今後も上がり続けると、米国でシェールオイルの生産が増えてくるでしょうから、実際には石油の総量は減らないかもしれないという問題もあります。米国は、シェールオイルの生産量をコントロールする気はさらさらありませんから。

むしろ、OPECやロシアの減産は、シェールオイル業者を利するだけになってしまいかねないというわけですね。

田中:はい。そのため、本気でOPEC加盟国やロシアが減産するかということ、それはなかなか考えにくい。今、口先だけで介入すれば価格は上がり気味になるのでしょうが、本当にずっと上昇していくかというと、必ずしもそうはならないと思います。

 9月に国際エネルギー機関(IEA)がエネルギー投資に関するレポートを発表しました。そのレポートでは、石油やガスの上流への投資は2015年から3年連続で減ると予測しています。3年連続で減るというのは前例のないことだと。減るのは基本的にシェールをはじめとする非在来型資源への投資です。そのため、コストが安い在来型の中東産の石油がガスへの依存度は、ますます高まる傾向が出てくるでしょう。

 一方、価格の低迷が続けば、中東諸国の財政を圧迫し、治安を維持するための様々な投資が十分にできなくなり、社会は不安定になります。つまり、不安定な中東にさらに依存せざるを得ないという状況に陥ってしまう。

 特に、中国やインド、他のアジア諸国にとって、これは大きなリスクになります。そうなると、やはり中東依存度を下げる必要があり、原発の再稼動がままならない日本は、大変、危ない橋を渡っているという気がしています。

プーチン大統領来日で日露エネルギー協力が進展?

田中:確かに石油もガスも値段が安くなったことは、エネルギーの多くを輸入に頼る日本にとって悪いことではありません。それによってアベノミクスも助かっているわけですね。ですから、原発があまり稼働しなくても何とかなっているわけですけれども、この状況が長続きするのか疑問です。万が一の場合を考えておくべきでしょう。

 そのためのキープレーヤーになり得るのが、ロシアです。米国やカナダなどからシェールオイルやガスを輸入するもの大切ですが、在来型の資源が豊富にあるロシアとの関係強化は今後、大変可能性があるでしょう。

 現在、ガスの総輸入量のうちロシア産が占める割合は約10%、石油は約4%ですが、それを増やす余地はある。今、日本はウクライナ問題で欧米諸国と一緒にロシアへの制裁に協力していますが、すべての活動が禁止されているわけではありません。制裁のルールを守りながら、ロシアとの間で様々な関係を強化し、エネルギーを確保していくというのは十分あり得るだろうと思います。

 特に安倍政権になって、プーチン大統領と非常にいい関係を築き、北方領土の問題も解決に向けていろいろな動きがあります。12月にプーチン大統領が来日するので、エネルギー関係で何か動きがあるかもしれません。

 その1つが、ロシアが以前から言っている、電力線を日本とつないで、日本がロシアから電気を買うという話です。

「エネルギーブリッジ」という構想ですね。

田中:この構想には、いくつか話があります。1つは、サハリンで石炭やガスを燃やして作った電力を、サハリンから北海道に送電線を引いて日本に持ってこようという構想です。北海道には、風力がたくさんありますよね。その風力で発電した電力と一緒に、本州まで持ってこようというものです。

 風力発電を増やしていくと、風が吹かなかった場合のバックアップとして、石炭やガスを使った発電所が必要になります。そのバックアップの部分を、サハリンに作るというのは、面白いコンビネーションだと思います。

 そしてもう1つが、ソフトバンクの孫正義さんが、中国の国家電網公司、韓国電力公社、そしてロシアのロセッティと覚書を結んで進めている「アジア・スーパー・グリッド」構想です。もともと孫さんは、モンゴルで風力や太陽光を使って発電した電力を、中国、韓国を経由して日本を持ってこようという「ゴビテック」という構想を持っていましたが、ロシアを経由してサハリンから日本に持ってくるルートも作れば、大きなリングのようなグリッド(送電網)を作ることができる。これに、プーチン大統領も関心を示していて、「面白いので是非サポートしたい」といったことを、ウラジオストクで9月に開かれた東方経済フォーラムで発言しています。

日露間の「エネルギーブリッジ」に複数シナリオ

すいぶんと壮大な構想ですね。

田中:韓国の朴槿惠大統領も支持するようなことを発言しています。日本では、決して賛成する人たちばかりではありません。安定供給はできるのか、ロシアや中国は信用できるのかという議論があり、必ずしもどんどん進むということではないでしょうが、隣国は日本がエネルギーを必要とするときは、私たちは協力できるよと言っているように見えます。お互い、電力網をつなぐことで、電力消費量がピークになるタイミングをずらすとか、再生エネルギーを使いやすくするとか、そういう可能性が出てくるでしょう。

 また、電力ではなく、ガスをパイプラインでサハリンから引いてこようという構想もあります。また、北極海航路でヤマル地方から液化天然ガス(LNG)を持ってくるという構想もあります。地球温暖化によって北極海の氷が溶けて、少なくとも夏の間はタンカーが北極海を通れるようになる可能性が開けてきた。そこを通れば、南回りで持ってくるより、はるかに近くて安上がりです。

 それだけではなくて、シベリアの水力発電で余った電力を水素に変えて、日本に持ってくるという構想もあります。有機ハイドライド法というもので、トルエンに水素原子を3つくっつけると、メチルシクロヘキサンという液体になり、普通の石油タンクに貯蔵できる。むしろ、長大な送電網を作るよりも安上がりではないかという議論はあり得ると思います。

 今回、世耕経済産業相がロシア経済分野協力担当相を兼務し、経済協力を進める姿勢を強く打ち出しています。東方経済フォーラムではロシア側も非常に熱心でした。12月のプーチン大統領の来日の際に何が起きるか予断を許しませんが、日露の経済協力はいよいよ本格的に進む可能性があるという印象を強く持ちました。

 もちろん、これらの構想がすべて実現するわけではありませんし、乗り越えなければならない課題はたくさんあります。ですが、メリット、デメリットを今からいろいろ議論すべきではないでしょうか。

ロシアが困っている今がチャンス

なぜ、ロシアはこれほど積極的なのでしょうか。

田中:エネルギー価格、特にガスの価格が低迷しているからです。ロシアにとってガスの主要な売り先は欧州ですが、ウクライナを経由するパイプラインでヨーロッパに送らなければならないという地政学的なリスクに加えて、欧州の景気が悪いうえにロシアに制裁をしているので需要が伸びない。

 となると、アジアにも売りたいとなるわけですが、中国は安く買い叩こうとしている。一方、ロシアはできるだけ高く売りたいので、価格はなかなか折り合いがつかない。中国しか売り先がないと買い叩かれるので、ロシアは日本や韓国とも取引をすることで、中国をけん制する狙いもあるでしょう。

 中国とロシアは関係が悪いわけではありませんが、互いに信用しているわけでもありません。安倍政権がロシアに接近しているので、ロシア側はいろいろなディールをするチャンスだと見ていることは間違いないでしょう。

 日本側もロシアに一方的に利用されないように、したたかに対応すべきです。むしろ、ロシア側は困っているわけですから、安く買うチャンスです。リスクはありますが、今買わないでどうするんだとも思います。

 もし、民間だけで資金を出すことが難しいのなら、国が何らかの形でお金を出して利権を押さえていくことも必要ではないでしょうか。今回、国際協力銀行(JBIC)が随分とお金をつけようとしています。石油天然ガス・金属鉱物資源機構(JOGMEC)の出方はわかりませんが、いずれにしても、国が一定のリスクを肩代わりすることは、特に資源関連では自然な流れだと思います。

ロシアからの電力輸入は発送電分離とセットで

ロシアから電力を輸入する話については、国内の電力会社は否定的なのではないでしょうか。競争が増えますし、電力供給の安定性が揺らぐかもしれない。

田中:地域独占で長らくやってきた電力各社にとっては、競争が増えるという意味で、海外からの電力輸入は当然、嫌でしょう。いつ、供給がカットされるかわからないようなリスクを抱えている電源には頼れないとも考えるに違いありません。しかし、日本の電力市場改革の行方によっては、あり得る話だと思います。

 つまり、発電と送電を担う会社を分離する発送電分離が完全に進み、小売りも完全に自由化されれば、外国から電力を買うのはそれほど難しくないと思います。ロシアからの電力輸入は、発送電分離の議論とセットで考える必要があります。

東京電力は送電専門の会社として生き残るべき

 例えば私は、東京電力が生き残るには、日本で唯一の送電会社になるしかないと思います。つまり、福島の復興は別にして、原発も含め発電部門は他の会社に全部売り払う。すでに、火力発電部門は中部電力とJERAという会社を作っています。次は、原子力でしょう。現在、柏崎刈羽原発のように原発再稼働に世論の反発が大きいのは、原発の運営主体が東京電力だからという面も少なくないでしょう。

 原子力事業の買い手としては、関西電力がいいと思います。関西電力はもともと、発電量に占める原子力の割合がもともと半分くらいありましたから、関西電力が原子力の会社となり、安全に十分に留意しながら発電をしていくのが良いのではないでしょうか。一方、関西電力は送電部門を東電に譲る。

 東京電力は送電会社として電力価格について政府の規制を受けることになります。それでも、東京電力は送電に関して非常に大きな知見を持っていますから、それを生かすことが東京電力を再生する唯一の方法だと思います。そして、東北電力や北海道電力は、風力や太陽光など再生エネルギー専門の発電会社になるというくらい、大胆な改革をしてもいいと思います。

 その上で、送電会社が発電各社から電力を買って、原子力と上手くバランスを取りながら、電力のコストを総合的に下げていくという絵が描けると思うのです。そこに、外国から電力を買うというオプションも組み合わせればいい。

 東京電力にも役所にも、そうした考えを持つ人はいるとは思います。ただ、ほかの電力会社の考えもあるし、福島の事故の反省もあるし、東電がこれからどうすべきかというのは、さまざまな議論をしていくべきでしょう。しかし、国から得た資金を返済するには、会社として持続的に経営を成り立たせなければなりません。「GOOD東電」になるには、送電会社として生き残るしか道がないでしょう。

 ほかの電力会社も、それぞれが独自に原発を維持するのは、リスクも大きいと思います。技術やノウハウが分散してしまうのは効率が悪いですし、将来の廃炉の資金負担も重くのしかかる。送電を東京電力に、原発を関西電力に集約するのは、理にかなっているはずです。(後編に続く)


このコラムについて

キーパーソンに聞く
日経ビジネスのデスクが、話題の人、旬の人にインタビューします。このコラムを開けば毎日1人、新しいキーパーソンに出会えます。
http://business.nikkeibp.co.jp/atcl/interview/15/238739/102100211/  

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1. 2016年10月26日 01:44:12 : OO6Zlan35k : ScYwLWGZkzE[626]
第4世代原子炉は現在研究中の理論上の原子炉の設計の基準。第4世代炉のうち次世代原子力炉と呼ばれている超高温ガス炉(VHTR)を除いて多くは一般的に2030年までの商業利用は不可能と考えられている。超高温ガス炉は2021年に完成予定である。現在世界中で運用されている原子炉は一般的には第2世代から第3世代の原子炉であり、多くの第1世代原子炉は廃炉となっている。第4世代原子炉の研究は8つの技術的目標を基にして公式に第4世代国際フォーラム(GIF)で始められた。主な目標はより高い安全性、核拡散抵抗性、廃棄物と天然資源利用の最小化、原子炉の建設運用費用の低減である。高速炉、増殖炉などの技術は原子力の軍事利用とも関連性があるが、一般的にこれらの原子炉は原子力発電所に利用される予定である。
目次 [非表示]
1 原子炉形式
1.1 熱中性子炉
1.1.1 超高温原子炉(Very-High-Temperature Reactor、VHTR)
1.1.2 超臨界圧軽水冷却炉(Supercritical-water-cooled reactor、SCWR)
1.1.3 溶融塩炉(Molten-salt reactor、MSR)
1.2 高速炉
1.2.1 ガス冷却高速炉(Gas-cooled fast reactor、GFR)
1.2.2 ナトリウム冷却高速炉(Sodium-cooled fast reactor、SFR)
1.2.3 鉛冷却高速炉(Lead-cooled fast reactor、LFR)
2 利点と欠点
3 参加している国
4 関連項目
5 参考文献
6 外部リンク
原子炉形式[編集]
Question book-4.svg この節は検証可能な参考文献や出典が全く示されていないか、不十分です。出典を追加して記事の信頼性向上にご協力ください。(2015年5月)
初期には様々形式の原子炉が考えられたが、有望な技術と第4世代の先駆性にふさわしい特徴を持つ技術に集中するために数が絞られた。熱中性子炉と高速炉のそれぞれに3つの形式の原子炉が提案されている。超高温ガス炉は水素生産のための質の高い熱供給源になりうるとして研究されている。高速炉はアクチノイドを燃焼させて廃棄物を減らし、消費するよりも多くの燃料を作り出す可能性がある。これらのシステムは持続可能性、安全性、経済性、核拡散への抵抗性、物理的保護などの利点が挙げられている。
熱中性子炉[編集]
詳細は「熱中性子炉」を参照
超高温原子炉(Very-High-Temperature Reactor、VHTR)[編集]

超高温ガス炉 (VHTR)
詳細は「超高温原子炉」を参照
超高温ガス炉は炉心が黒鉛を減速材とするウラン燃料使い切り型の原子炉案で、冷却材にはヘリウムや溶融塩が使われる。この炉の設計は出口付近で千度近い高温が想定されている。炉心はプリズムブロック系かペブルベッド系(英語版)のどちらかの設計である。発生する高温は熱源として利用でき、ヨウ素-硫黄工程(en)の熱化学水素製造に応用することが可能である。また、受動的安全を取り入れている。
最初の超高温ガス炉の建設計画には南アフリカのPBMR(ペブルベッドモジュラー炉)が存在したが2010年2月に政府が財政援助を打ち切っている[1]。著しいコスト増と、起こりうる予期し得ない技術的問題への憂慮から潜在的な投資家と顧客を引きつけられなかったとされる。
超臨界圧軽水冷却炉(Supercritical-water-cooled reactor、SCWR)[編集]

超臨界水冷却炉 (SCWR)
詳細は「超臨界圧軽水冷却炉」を参照
超臨界圧軽水冷却炉[2]は超臨界状態の軽水を流体冷却材として利用する案。超臨界圧軽水冷却炉は高温、高圧下の軽水炉の運用が基礎となっており、超臨界水で直接タービンを回す燃料使い切り型の原子炉である。この形式は沸騰水型原子炉に非常に良く似ており、超臨界水を冷却材として利用しており、水を加圧する点からは加圧水型原子炉に似ているといえる。そして、現在の加圧水型原子炉や沸騰水型原子炉より高い温度での運用が可能である。
超臨界圧軽水冷却炉は見込みの高い技術となっている。従来の軽水炉と比べ熱効率が33%から45%に上がっており、高い熱効率と相当な施設の簡略化によって費用対効果に優れた革新的な原子炉になっている。超臨界圧軽水冷却炉の主な計画は低価格の電気を生成することである。また、超臨界圧軽水冷却炉は二つの信頼性のある技術の下に建設される。軽水炉は世界で最も一般的に開発されてきた電力発生用原子炉であり、超臨界圧化石燃料燃焼炉もまた世界中で多く利用されている。超臨界圧軽水冷却炉は12の国の32の組織によって研究されている。
溶融塩炉(Molten-salt reactor、MSR)[編集]

溶融塩炉 (MSR)
詳細は「溶融塩炉」を参照
溶融塩炉[2]は冷却材に溶融塩を利用する原子炉の設計案である。この形式の炉に対する前進的な多くのデザインが投入されており、幾つかの原型炉が建設されている。初期の構想や以前の多くの例では核燃料を溶融フッ化塩で四フッ化ウランを溶かし、この液体が減速体として機能する黒鉛で出来た炉心に入り臨界に到達する。多くの現在の構想では溶融塩の提供する低圧、高温冷却と共に黒鉛の基盤に分散させられた燃焼に依存している。
高速炉[編集]
詳細は「高速炉」および「高速増殖炉」を参照
ガス冷却高速炉(Gas-cooled fast reactor、GFR)[編集]

ガス冷却高速炉 (GFR)
詳細は「ガス冷却高速炉」を参照
ガス冷却高速炉[2]の方式は高富化度ウランの効率的な転換および、アクチノイド運用のための高速中性子スペクトルと閉じた燃料サイクルが特徴になっている。この炉はヘリウム冷却であり、出口温度が850度で、直接的に高い熱効率のブレイトンサイクルガスタービン利用している。燃料構成は超高温での運用の可能性および核分裂生成物の優れた閉じ込め性能を確保するように考えている。混合セラミック燃料、改良型燃料粒子、或いはセラミック被覆アクチニド混合元素などが燃料として生産される。炉心形状はピン形式や板状のものの燃料集合体かプリズム状ブロックが考えられている
ナトリウム冷却高速炉(Sodium-cooled fast reactor、SFR)[編集]
詳細は「ナトリウム冷却高速炉」を参照
ナトリウム冷却高速炉[2]は液体金属高速増殖炉と一体型高速炉(IFR)の二つの近い関係の原子炉建設の設計案である。

ナトリウム冷却高速炉 (SFR)
目標は増殖したプルトニウムによってウラン使用の効率を増加させ、超ウラン同位体が発電所から離れる必要性を除去することである。この原子炉設計では高速中性子で駆動される無減速の炉心が用いられ、超ウラン同位体を消滅、或いは燃料とする事が可能であるように設計されている。加えて廃棄サイクルから長半減期の超ウラン元素を取り除くことに利用でき、また炉心がオーバーヒートした際に炉の燃料は膨張し、連鎖反応は自動的に減速する。この特徴から受動的安全を得ているとされる。一体型高速炉は燃料サイクルに特徴付けられる原子炉のために設計されている。この炉の原型炉は建設されているが、しかしながら、同様の炉を他所にも建設する前に計画中止になっている。
ナトリウム冷却高速炉の案では液体のナトリウムによって炉が冷やされウランとプルトニウムの金属合金が供給燃料となる。燃料は液体ナトリウムの満ちた炉の中にある鉄鋼被覆管の中に存在し、これらの集まりが燃料集合体を作っている。設計の課題はナトリウム運用の危険性で、ナトリウムは水に触れると爆発反応を起こす特徴を持つ。しかしながら、多くの原子炉で冷却液である水の代わりに、気体になる温度が高い液体金属ナトリウムを利用することで冷却液の循環システムを大気圧下で稼動させることを許しており、冷却液漏れのリスクを減少させてはいる。
鉛冷却高速炉(Lead-cooled fast reactor、LFR)[編集]

鉛冷却高速炉 (LFR)
詳細は「鉛冷却高速炉」を参照
鉛冷却高速炉[2]は高速中性子スペクトルの鉛や鉛ビスマス合金による液体金属冷却による閉じた燃料サイクルが特徴の原子炉。選択肢には幾つかのプラント評価の範囲が存在し、50~150MWを発電する長い燃料交換間隔を持つ電池方式、300~400MWの発電が見積もられる通常型、1200MWが発電される大型一体式プラントなどが存在する。電池方式の用語は長寿命で工場生産される炉心に言及しており、電気化学的エネルギー転換が行われているわけではない。
燃料は金属か高富化度ウランや超ウラン元素を含む窒化物である。鉛冷却高速炉は自然対流により冷却され、原子炉出口の冷却温度は550度であり、改良された素材によって800度までの範囲が可能である。高温による熱化学水素製造を可能にしている。
また、加速器駆動未臨界炉では鉛ビスマス合金を冷却材兼核破砕ターゲットとして使うことが検討されている。

利点と欠点[編集]
現在の原子力装置技術と比べ、第4世代原子炉に主張される利益には[3]
核廃棄物の必要保管期間について、千年紀単位から数十年単位に大幅短縮可能
同量の核燃料で100-300倍以上エネルギーを生む
既存の核廃棄物のエネルギー生産中での消費能力
改良された運用安全性
などがあげられる。
欠点の一つとしてすべての新型炉の技術は創始期の原子炉運用者の経験が少ない場合に危険性がより大きいことである。原子力工学者のデイビッド・ロッシュバウムはほとんどすべての種類の核事故は当時の先端技術で起こっていると説明している。彼は「新しい原子炉と事故の問題は2重である。予測実験で計画できない筋書きが起こることと人間のミスである」と主張する[4] 。アメリカ研究所の指導者[誰?]は「新しい原子炉の製作、建築、運用、維持は険しい学習曲線に直面するだろう、先進技術は事故とミスのリスクを高める。技術はたぶん証明されても人間は証明されていない。」と述べている。[4]
参加している国[編集]
アルゼンチンの旗 アルゼンチン http://www.cnea.gov.ar/ (Spanish-only web site)
カナダの旗 カナダ http://www.aecl.ca/
中華人民共和国の旗 中国 http://www.caea.gov.cn/n602669/n2231600/n2272156/n2272415/167948.html
欧州連合の旗 欧州連合 http://www.euronuclear.org/info/generation-IV.htm
フランスの旗 フランス http://www.cea.fr/
日本の旗 日本 http://www.jaea.go.jp/
韓国の旗 韓国 http://www.mest.go.kr/index.html (Korean-only web site)
ロシアの旗 ロシア http://www.minatom.ru/en/
南アフリカ共和国の旗 南アフリカ共和国 http://www.eskom.co.za/live/index.php
スイスの旗 スイス http://www.psi.ch/index_e.shtml
イギリスの旗 イギリス http://www.dti.gov.uk/energy/sources/nuclear/technology/fission/page17924.html
アメリカ合衆国の旗 アメリカ合衆国 http://nuclear.energy.gov/genIV/neGenIV1.html
GIF設立9カ国に2002年にスイスが加わり、欧州原子力共同体が2003年に加わった。2006年には中国とロシアが加わっている。 [5]
関連項目[編集]
原子炉
第1世代原子炉
第2世代原子炉
第3世代原子炉
原子核物理学
参考文献[編集]
^ South Africa to stop funding Pebble Bed nuclear reactor
^ a b c d e US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee (2002). A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems. GIF-002-00.
^ “4th Generation Nuclear Power”. 2011年4月9日閲覧。
^ a b Benjamin K. Sovacool. A Critical Evaluation of Nuclear Power and Renewable Electricity in Asia, Journal of Contemporary Asia, Vol. 40, No. 3, August 2010, p. 381.
^ フランス原子力庁. “Future nuclear systems”. 2011年4月9日閲覧。
外部リンク[編集]
Article from Idaho National Laboratory detailing some current efforts at developing Gen. IV reactors.
Generation IV International Forum (GIF)
U.S. Department of Energy Office of Nuclear Energy, Science and Technology
Gen IV presentation
Science or Fiction - Is there a Future for Nuclear? (Nov. 2007) - A publication from the Austrian Ecology Institute about 'Generation IV' and Fusion reactors.
原子力百科事典 ATOMICA 第4世代原子炉 (07-02-01-10)
原子力百科事典 ATOMICA 第4世代原子炉の概念 (07-02-01-11)
超高温ガス炉(VHTR)の炉心概念設計 (PDFファイル) 2008年、日本原子力学会和文論文誌
https://ja.wikipedia.org/wiki/%E7%AC%AC4%E4%B8%96%E4%BB%A3%E5%8E%9F%E5%AD%90%E7%82%89


 


偽 り の 約 束
原子力推進のウソを撃つ

概要
❒ 原子力発電はいかなる炉の構造であっても気候変動に対する効果的な対策になりえない。もし原子力で
CO2を大量に吐き続ける化石燃料発電所の相当数を置き換えようとすれば、1 ギガワット以上の炉を 1000
基から 1500 基も新設しなければならず、それを 2050 年までに実現するなどまったく無理な計画である。
❒ いわゆる第 4 世代の炉は、高速炉や小型炉とよばれるものも含めて、斜陽産業の最後のあえぎに過ぎな
い。高速増殖炉も初期に炉型がいくつか試されていたが、経済面でも安全面でもまったくの失敗だった。原
子力発電への資本投下はいつも大幅な予算超過になり、投資家にとってはただの泥沼である。その後の実験
炉もコスト高で、経済的に魅力のないものになった。
❒ 一体型高速炉の信奉者はたいへんなコスト高を見逃し、核拡散のリスクを無視し、現実は別の放射性物
質に変換するだけなのに放射性廃棄物が無くせるかのように宣伝し、実用化にはまだ数十年かかることを伏
せ、しかも冷却材のナトリウムによる火災や爆発の危険から目を背けている。
❒ 原子力発電を使いつづける限り周辺住民への放射線リスクが日常化し、特に子どもでは原子力施設近く
に住んでいると白血病の危険が高くなる。原子炉からの定常的な放射性物質放出や事故時の大量放出のため
に細胞損傷や DNA の変異を生じ、がんやその他の疾病につながる。
❒ 原子力事故後に繰り返される「危険は少ない」タイプの予測は信頼できない。チェルノブイリ健康報告
が IAEA/WHO から 2005 年に 発表されたが、そこでは科学的精査に耐えないほど死亡率予測を低く見せる
ために重要なデータが隠蔽されていたことから、報告全体が疑わしいものとなっている。しかも IAEA は原
子力推進団体である。放射線被曝のあと、がんが発生するまでの長期間を考えれば、フクシマ災害から生じ
る健康被害を正確に予測するには早すぎる。しかし健康被害の一端はすでに出現している。
❒ ドイツの実例でも、他に数多くある研究によっても、石炭火力や原子力発電を順次廃止し、再生可能エ
ネルギーへの置き換えが可能である。再生可能エネルギー分野での雇用は数も多いし、継続的でもある。ド
イツの場合、再生可能エネルギー分野の雇用はすでに 38 万人となっているが、原子力分野は 3 万人でしか
ない。
❒ CO2を発生させないベース負荷運転は原子力だけが可能という主張は過去のものだ。地熱や洋上風力発
電は安定なベース負荷運転が可能だし、原子力よりも CO2のフットプリントがさらに小さい。エネルギー
利用の効率化を進めれば原子力や石炭火力の抑制に大きく役立つ。

http://www.cnic.jp/files/20130828_pandora.pdf


2. 2016年10月26日 01:53:07 : OO6Zlan35k : ScYwLWGZkzE[627]
持続可能な原子力政策
「パンドラ䛾約束」に登場する安全性に優れた統合型高速炉
(Integral Fast Reactor)と電解型乾式再処理施設
(Pyroprocessing)
http://pari.u-tokyo.ac.jp/eng/event/smp150217_tanaka.pdf


 

<大項目> 基礎基盤研究および先端的研究
<中項目> 原子力利用分野拡大に関する研究開発
<小項目> 新概念の原子力システム
<タイトル>
IFR(一体型高速炉)/MFC(金属燃料サイクル)の開発の現状 (07-02-01-04)
<概要>
 IFR(一体型高速炉:Integral Fast Reactor)とは、アメリカのアルゴンヌ国立研究所が提唱した高速増殖炉と核燃料サイクルを指す総合的な概念であり、アメリカでIFRを含むALMR(Advanced Liquid Metal Reactor)計画という国家プロジェクトとして発展した。IFRの特徴は金属燃料を用いることと、再処理に乾式再処理技術を適用することであり、金属燃料サイクル(MFC)と呼ばれている。熱を伝え易い金属燃料の採用は、原子炉の安全性を一層高める可能性があること、また、燃料が金属なら乾式の冶金的な技術を適用して再処理の経済性が向上する可能性がある。しかし、研究を進めてきたアメリカは、現在、ALMR計画の予算措置を停止され、今後は研究開発の方向転換を余儀なくされている。
<更新年月>
1998年03月   
<本文>
1.高速炉燃料サイクルの開発経過
 現在の高速増殖炉の燃料は、ウランとプルトニウムの酸化物粉末を混合して焼き固めた混合酸化物(MOX)燃料が主流である。混合酸化物燃料の製造は軽水炉燃料の経験を取り入れたもので,高速炉燃料の本命として開発が進められ、原子炉での使用実績やその製造技術の信頼性も十分確立されている。また、使用済み燃料の再処理は、基本技術としてはすでに確立されている軽水炉燃料の再処理と同様で、ピュ−レックス法と呼ばれる湿式の再処理技術が適用されている。つまり、現在の高速増殖炉および核燃料サイクルは軽水炉の経験をベ−スとし、これを高速増殖炉に最大限に活かしながら技術を発展させることに重点がおかれている。
 ウラン資源を軽水炉よりも数十倍も有効に使える高速増殖炉を実用化するには時間がかかる。より一層の安全性の向上と経済性の向上を図り、魅力的な高速増殖炉の展望を切り拓くことが必要である。そのためには、現状の技術の延長のみではなく、新型の燃料や新しいプラント概念など革新的な技術を開発し、これを積極的に取り入れる努力も必要とされている。
 金属燃料は、ウランやプルトニウムを合金として使用する金属状の核燃料の総称であり、目的によって合金の組成、形状などが選択される。世界初の原子力発電は1951年、ウランとモリブデンの合金燃料を用い、液体金属ナトリウムを冷却材とする実験炉であるEBR-1で行われた。歴史的に見ると古くから開発されていた燃料である。
 また、金属燃料は燃料の増殖性が良く、しかも熱を伝え易いなど金属特有の優れた性質を有している( 表1 )。しかし、燃料と被覆管との共存性が悪く、また燃料のスウェリングの問題点などを持っていたために、商業炉の燃料としては実用化が難しいと判断され,世界的に1960年の後半に一度開発が断念された。その金属燃料が20年振りで見直されているのは、金属燃料がナトリウムと全く反応しないので、ナトリウムを被覆管と燃料要素との間に熱媒体として封入することもできるという利点を生かし( 図1 )、U-Pu-Zr10%合金燃料を製造し、新しく設計し直されたためである。弱点とされていた金属燃料融点もU-Pu-Zr10%合金で1100℃に高めることができた(表1)。
 プルトニウムは長半減期(プルトニウム239で24,000年)の人工元素であり、核拡散防止上プルトニウムを永久に処分するには、高速炉で燃やし、リサイクルしてしまうのが一番よい。MFC(金属燃料サイクル)とセットのIFR概念ではこれらの要求を満たし、発電との組合わせで、運転費、保障措置などが節約できる。
2.IFR(一体型高速炉)/MFC(金属燃料サイクル)の特徴と技術開発の現状
 金属燃料は、熱を伝え易いという燃料の原点とも言える基本的な特性があり、混合酸化物燃料よりも数十倍も熱を伝えやすい。このことは、原子炉の固有の安全性を向上させることになる。また、金属燃料を用いれば、高温冶金法あるいは乾式再処理法と呼ばれる乾式再処理技術が適用できる。金属燃料に乾式再処理技術適用する核燃料サイクルを金属燃料サイクル(MFC: 図2 )と呼んでいる。乾式再処理では500℃程度の高温での操業技術の確立が不可欠ではある。成功すれば設備・機器の削減によるプロセスの簡素化や施設の大幅な小型化が図れると考えられるので、現在の高速増殖炉の湿式再処理を凌ぐ経済性が達成できることが期待されている。さらに、発電プラントと再処理施設を同一のサイトに建設するシステムが可能となれば、プルトニウム燃料の輸送が無くなるなどのメリットも考えられる。この考え方を導入したのがIFR(一体型高速炉:タンク型)であり、特に米国においてこの研究が進められてきた。
 IFR炉概念で採用した金属燃料高速増殖炉の固有の安全特性は、1986年にアルゴンヌ国立研究所の金属燃料を用いる高速実験炉EBR-2(出力20MW)で行われた試験により実証された。この実証試験においては、万一、何らかの原因で冷却系のポンプが停止し、さらに制御棒が挿入出来ないような場合(スクラム失敗)に対しても、燃料の破損は無く、原子炉は安全に停止できること、即ち固有の安全性が高いことが実証された( 図3 )。その後、このIFR炉概念はGE社の小型モジュラー標準化型炉PRISM( 図4 )に採用され、DOE(エネルギー省)のIFRを含むALMR(Advanced Liquid Metal Reactor)計画として開発が進められてきた。しかし、唯一研究を進めてきたアメリカは、このALMR計画の1995年度以来予算措置がなされていない。
<図/表>
表1 高速炉用燃料の主な物性値
図1 金属燃料ピンの構造
図2 IFR燃料サイクルの概念図
図3 EBR-2の運転経験:スクラム失敗の下でのヒートシンクの喪失
図4 PRISMの受動的崩壊熱除去システムおよび原子炉格納容器内構成

・図表を一括してダウンロードする場合は ここをクリックして下さい。

<関連タイトル>
金属燃料の再処理 (04-08-01-03)
高速増殖炉燃料(金属燃料) (04-09-02-08)
PRISM (07-02-01-05)
<参考文献>
(1) 磐井守泰, 他:FBR金属燃料サイクル技術, 原子力工業,Vol.36,No.6(1990)
(2) Y.I.Chang :Integral Fast Reactor, Nuclear Technology, Vol.88,No.2(1989)
(3) 日本原子力産業会議(編):原子力年鑑1994年版、(平成6年11月)
(4) S.Rosen : The ALMR as a Future Energy Source for the United States,International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles,Oct.(1991)
(5) C.E.Till et al.:Progress and States of the Integral Fast Reactor(IFR) Fuel Cycle Developement,International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles,Oct.,(1991)
(6) P.Magee et al.:Performance Analysis of the 840MWt PRISM Reference Burner Core, 3rd JSME/ASME Joint Int.Conf.on Nucl.Eng.,Apr.(1995)
(7) W.Kwant et al.:U.S.ALMR Sodium Cooled Design and Performance 3rd JSME/ASME Joint Int.Conf.on Nucl.Eng.,Apr.(1995)
(8) J.P.Ackerman et al.:Treatment of Wastes in the Fuel Cycle,Progress in Nuclear Energy,31(1/2).141-154(1997)
(9) J.I.Sackett:Operating and Test Experience with EBR-2,the IFR Prototype,Progress in Nuclear Energy,31(1/2), 111-119(1997)
(10)W.H.Hannum et al.:Using the IFR to Disspose of Excess Weapons Plutonium,Progress in Nuclear Energy,31(1/2),187-201)(1997)
http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_Key=07-02-01-04

Organically moderated and cooled reactor 

This article includes a list of references, related reading or external links, but its sources remain unclear because it lacks inline citations. Please help to improve this article by introducing more precise citations. (May 2013) (Learn how and when to remove this template message)
The organic moderated and cooled reactor (OCR) was an early power-reactor concept studied in the formative years of nuclear power by the United States Atomic Energy Commission and others around the world. The concept reactor was very similar to light-water reactors (LWRs) in fuel element and reactor core design, but used hydrocarbon as a coolant and neutron moderator instead of water. The hot organic coolant was pumped through secondary heat exchangers to boil water and generate steam to run a turbogenerator. As in LWRs, the fuel could be slightly enriched uranium dioxide, though other fuel types were considered.

Contents [hide]
1 History
2 Organic moderator
2.1 Advantages
2.1.1 Better moderation
2.1.2 High negative temperature coefficient
2.1.3 Low system pressure
2.2 Disadvantages
2.2.1 Reactor control issues
2.2.2 Decomposition
2.2.3 Poor heat transfer
3 Possible Future
4 References
History[edit]
Though this reactor type has been the subject of extensive study, no large power plants using organic coolant have been built. Canada operated a 60 MWe heavy water organic cooled reactor from 1965 to 1985. A 45.5 MWe demonstration reactor was operated for a brief period in Piqua, Ohio and was the only power reactor of its kind ever constructed in the United States.

The Piqua Nuclear Generating Station was shut down in 1966 due to an instrument scram. In the process of resuming operation, it was discovered that two control rods did not move freely within their guide tubes and four nuclear fuel elements required abnormally high force to remove. Subsequently, these fuel elements would not reseat. A complete unloading of the core showed that large carbonaceous deposits were present on the fuel, control rods, and support structures throughout the core region. These deposits interfered with the movement of the control rods, and altered the heat transfer characteristics of the fuel. As a consequence, the Atomic Energy Commission decided to end the Piqua experiment and the reactor was dismantled.

Organic moderator[edit]
In terms of safety and economics, the organic moderated and cooled reactor has several inherent advantages. However, these are offset by several key disadvantages that ultimately led to the design being abandoned in the United States.

Advantages Disadvantages
Better moderation Reactor control issues
High negative temperature coefficient Decomposition
Low system pressure Poor heat transfer
Advantages[edit]
Better moderation[edit]
The organic fluids such as biphenyl (which was tested as a moderator in the Piqua OCR) have a high density of hydrogen atoms, which have excellent neutron moderating properties. This superior moderation resulted in compact core sizes with respect to common light-water reactors, resulting in lower costs for structural materials and reduced shielding weight.

High negative temperature coefficient[edit]
A high negative temperature coefficient acted as an automatic stabilizer, causing the reactor to shut down by itself upon a rapid increase in power. This property also allows for complete xenon override, meaning that a reactor of this type could be restarted any time after shut down, without the requisite wait period typical to LWRs (see: xenon-135).

Low system pressure[edit]
One noteworthy advantage of this moderator type is that temperatures of approximately 370 °C can be obtained at low system pressure – in the range of 240 kPa (2.4 bar). Low system pressure reduces sealing and gasket problems and allows the use of thin walls on pressure vessels and piping, significantly reducing manufacturing costs. Also, at low operating pressure the reactor contains less potential energy. This means that a ruptured pipe cannot cause extensive damage (i.e. pipe whip) or cause the release of appreciable quantities of radioactivity.

Disadvantages[edit]
Reactor control issues[edit]
The advantage of the high negative temperature coefficient is offset by the fact that it also increases reactor control difficulty. For example, since the coolant and moderator are one-and-the-same, relatively cold, dense coolant entering the core will increase moderation, slowing down more neutrons, and cause reactivity to increase. The resulting power increase would rapidly be quelled by the effect of the negative temperature coefficient but may cause the reactor to shut down prematurely.

Decomposition[edit]
At high temperature, organic fluids decompose into lighter and heavier fractions in a process called cracking. This process is accelerated in the presence of high levels of radiation, causing radiolysis. Coolant decomposition increases fouling of the heat transfer surfaces – the problems of necessary continuous cleaning and chemical recombination are difficult to solve. Also, the decomposition rate increases rapidly above 700 °F (371 °C), so the coolant outlet temperature is limited.

Poor heat transfer[edit]
Organic coolant has poor heat transfer qualities with respect to light water or liquid metal, also used as a coolant in some reactors. The heat transfer coefficient can be improved by nucleate boiling (as in boiling water reactors); however, this further increases fouling due to the decomposition of the fluid. Finned cladding on the fuel elements would help improve heat transfer but would also considerably increase the cost of the fuel.

Possible Future[edit]
Engineers in India are showing renewed interest in the organic moderated and cooled reactor. Currently, India's reactors are almost exclusively pressurized heavy water reactors similar to Canadian Deuterium-Uranium CANDU reactors. While the CANDU design has the distinct advantage of being able to be refueled online, it has several drawbacks because of increased system complexity. Due to the significant possibility for cost reduction using a low-pressure design, the Heavy Water Organic Cooled Reactor is again being studied as an alternative. It is believed that an organic coolant purification system can be developed to handle the decomposition of the organic coolant, and research has begun to this effect.

References[edit]
“Ayres, J.A. and C.A. Trilling. Heavy Water and Organic Fluids as Neutron Moderator and Reflector Materials. Nuclear Engineering and Design 14, February 1971, Pages 363-389."
“Nijsing R. and W. Eifler. Heat Transfer Calculations of Organic Cooled Seven-Rod Cluster Fuel Elements. Nuclear Engineering and Design 4, August 1966, Pages 253-275."
“Romero, Jacob B. Evaluation of Organic Moderator/Coolants for Fusion Breeder Blankets Argonne National Laboratory, 1980. Retrieved 01/27/09."
“Plant/Coolant Types for Nuclear Reactors"
“The Long-Forgotten Organic Cooled Reactor"
[hide] v t e
Types of nuclear fission reactor
by primary moderator
Light water
Natural fission reactor Aqueous homogeneous reactor Boiling BWR Advanced (ABWR) ESBWR Pressurized AP1000 APR-1400 CPR-1000 EPR OPR-1000 VVER Supercritical (SCWR)
Heavy water
CANDU Advanced (AHWR) Pressurized (PHWR) Steam-generating (SGHWR) WR-1
Graphite 
by coolant
Water
H2O
RBMK EGP-6
Gas
CO2
Uranium Naturel Graphite Gaz (UNGG) Magnox Advanced gas-cooled (AGR)
He
Ultra-high-temperature experiment (UHTREX) Pebble-bed (PBMR) (HTR-PM) Gas-turbine modular-helium (GTMHR) Very-high-temperature (VHTR)
Molten-salt
FLiBe
Fuji MSR Liquid-fluoride thorium reactor (LFTR) Molten-Salt Reactor Experiment (MSRE) Integral Molten Salt Reactor (IMSR)
None
(fast)
Breeder (FBR) Integral (IFR) Liquid-metal-cooled (LMFR) Small sealed transportable autonomous (SSTAR) Traveling-wave (TWR) Energy Multiplier Module (EM2) Reduced-moderation (RMWR) Fast Breeder Test Reactor (FBTR)
Generation IV
Sodium (SFR) BN-600 BN-800 BN-1200 PFBR CEFR Lead (LFR) Helium gas (GFR)
Others
Organically moderated and cooled reactor Aircraft Reactor Experiment
https://en.wikipedia.org/wiki/Organically_moderated_and_cooled_reactor


3. 2016年10月26日 05:01:13 : lv7vbj53vM : R5TUbJyqZ1g[1496]
チェルノブイリ事故のとき、笹川財団は、被ばく者を救済するように見せかけて、
実はIAEAと結託、重松逸造、長瀧重信ら御用学者に、住民に健康被害はないという
トンデモ報告をまとめさせ、世界中から非難を浴びた。

そんな連中の話を批判もなく堂々と引用すること自体が非常識だよ、軽毛工作員君。

地球温暖化がどうの、高速炉がどうのと相変わらずデタラメばかり。

すでにコスタリカのように再生エネルギーだけでまかなっている国もあるし、
ドイツのように再生エネルギーに注力して、電力が余ってしまった国もある。

日本も小水力を含めた再生エネルギーに注力すれば、わざわざロシアから電力を買う
必要もない。

海外にエネルギーを頼るということは、活殺権を握られるということだ。
だからこそ、各国は再生エネルギーに注力して、外国の支配を排除しようとしているのだ。

こんな時代遅れなバカなことを言っていると、どんどん世界から取り残されるだけだ。


4. 2016年10月26日 05:54:12 : DYTeAcYUtg : ajsNNbUV8Ps[1]

>1 or >2 コピペ貼り付け のみ 読む事も スクロールするのもめんどくさくなる

              自分の意見を 簡単に



5. 2016年10月26日 06:11:20 : DYTeAcYUtg : ajsNNbUV8Ps[2]
>田中:日本にとって、原子力はエネルギーの安全保障上、必要だと思います。ただし、原子力が必要な理由はそれだけではありません。地球温暖化の問題で、二酸化炭素の排出削減には絶対に欠かせない。

   安全保障はキッチリ論議もなされず議題に上がれば お終い 

   原発が二酸化炭素排出削減にならない事も 議論の余地なし

         まだ、こんな事を言っている 


>ロシアから電力輸入、東京電力は送電会社に

 ロシアから 電力より天然ガス経済的  

 東京電力は送電施設設備を全て売却 福島と住民に保障すべき


6. 2016年10月26日 16:07:22 : 29JlZrqkdc : aXeFRCdD4J8[1]
持続する前提っつーのが間違ってる。
もう懲り懲りだからいらないって言ってんだ。
笹川財団ごといらない。

7. 2016年10月27日 13:31:54 : wkuwVLOFVg : 3DJI3wIdl90[2]
騙されることなかれ!

理事長は、日立の回し者。(*統合型高速炉= the Integral Fast Reactor)

>S-PRISM (from SuperPRISM), also called PRISM (Power Reactor Innovative Small Module), is the name of a nuclear power plant design by GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) based on the Integral Fast Reactor.

統合型高速炉の冷却材は、「もんじゅ」事故と同じ、ナトリウム。

米国では、開発は中止された。

この手合いは、正気ではない。

https://en.wikipedia.org/wiki/Integral_fast_reactor


8. 不眠症[439] lXOWsI_H 2016年10月28日 04:11:23 : mBqEoVAF7k : YuLD0e5f9D4[442]
,


 3様『チェルノブイリ事故のとき、笹川財団は、被ばく者を救済するように見せ

    かけ、実はIAEAと結託、御用学者に、住民に健康被害はないというト

    ンデモ報告をまとめさせ、世界中から非難を浴びた。』


⇒ ロシアに 何ゆえ 媚びる 笹川財団? ! 何を 企んでいるのだ !!!



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