1. はじめにトリウム溶融塩冷却炉は1950年代から米国、日本などで研究開発が進められてきたが、1970年代以降は軽水炉全盛となって、溶融塩炉は日陰の存在となった。
しかし溶融塩炉は材料の一部の問題が解決すれば、冷却材としての溶融塩は水よりも大幅に優れた特性（高熱容量、高融解潜熱、高熱伝導、高温での低蒸気圧特性、等々）を有すると言われ、最近、固有安全性を備えた次世代原子炉として、第4世代原子力システムの国際的枠組み（GIF）にも取り上げられ、溶融塩炉が再び脚光を浴びるようになってきた。
溶融塩炉では軽水炉のように高温高圧水を維持するための分厚い圧力容器が不要となる。原子炉の低圧パラダイムシフトが起こることで、軽水炉よりも小型化され、原子炉建設がはるかに簡素化される。このために離島や船舶用の小型原子炉から大規模発電用の大型原子炉までの柔軟な炉心設計が可能となり、原子炉立地の選択肢も大幅に増える可能性がある。溶融塩冷却炉と軽水炉との長短の比較検討を表-1に示す。
こんな中、米国NRCは2023年12月、溶融塩原子炉プロジェクト（フッ化物塩冷却高温炉（FHR）」の実証炉：電気出力14万kW）の建設許可を出した。このプロジェクトを主導するケイロス・パワー社 1）は2026年の完成を目指している。
このような背景の下で、本稿で改めて溶融塩原子炉について考えてみたい。
2. トリウム溶融塩炉とは
現在の軽水炉のウラン燃料サイクルでは、天然ウランに含まれる核分裂性U235を3〜5％に濃縮して核燃料とするが、トリウム燃料サイクルでは天然のトリウム232を核反応で核分裂性U233に変換して核燃料とするので燃料濃縮が不要となる。トリウム232が中性子を捕獲して中性子過剰核のトリウム233に変わり、プロトアクチニウム233を経てウラン233となる。ウラン233核分裂反応により中性子は平均2.6個放出され、これが別のウラン233の核分裂に寄与したりトリウム232をトリウム233に変えることで、「トリウム-ウラン系列」核反応が進行する。（Th232+nTh233β崩壊でPa233β崩壊でU233）
溶融塩炉(molten salt reactor: MSR)は、フッ化ベリリウム（BeF2）とフッ化リチウム（LiF）の混合物（フリーベ）などの溶融フッ化物塩を一次冷却材とし、その溶融塩に核燃料のトリウムや着火剤としてのプルトニウム等を混合させて原子炉に送り込むことで連鎖反応を起こさせる。減速材としては黒鉛を使用する。核分裂反応で高温になった溶融塩を炉心の外に循環させ、二次冷却系と熱交換して最終的に高温蒸気を生成して発電する。（図1参照）
現在の軽水炉のウラン燃料サイクルでは、天然ウランに含まれる核分裂性U235を3〜5％に濃縮して核燃料とするが、トリウム燃料サイクルでは天然のトリウム232を核反応で核分裂性U233に変換して核燃料とするので燃料濃縮が不要となる。トリウム232が中性子を捕獲して中性子過剰核のトリウム233に変わり、プロトアクチニウム233を経てウラン233となる。ウラン233核分裂反応により中性子は平均2.6個放出され、これが別のウラン233の核分裂に寄与したりトリウム232をトリウム233に変えることで、「トリウム-ウラン系列」核反応が進行する。（Th232+nTh233β崩壊でPa233β崩壊でU233）
溶融塩炉(molten salt reactor: MSR)は、フッ化ベリリウム（BeF2）とフッ化リチウム（LiF）の混合物（フリーベ）などの溶融フッ化物塩を一次冷却材とし、その溶融塩に核燃料のトリウムや着火剤としてのプルトニウム等を混合させて原子炉に送り込むことで連鎖反応を起こさせる。減速材としては黒鉛を使用する。核分裂反応で高温になった溶融塩を炉心の外に循環させ、二次冷却系と熱交換して最終的に高温蒸気を生成して発電する。（図1）
3. トリウム溶融塩炉開発の歴史2）、3）
トリウム溶融塩炉は1950年代から米国ORNLで開発が進められた。溶融塩実験炉MSRE（熱出力7.4MWtで、炉心温度650℃）4）は1965年に臨界に達し、1969年までに2.6万時間の無事故運転を達成した。この結果をベースにして1971年には溶融塩増殖実験炉MSBRの設計が完了してトリウム溶融塩炉の技術基盤が確立された。しかし当時の米国内において軽水炉との開発競争に敗れ、米国では1976年にMSRの開発が中止された。
その後、2001年7月に発足した第4世代原子力システムの研究開発に関する国際的枠組み（GIF: Generation-IV International Forum）5）では、2030年までに実現する可能性がある6つの炉型を取り上げ、この中の一つとして溶融塩炉が含まれている。また民間ベンチャー企業のテラパワー社 6）もORNLのMSR技術を継承して溶融塩高速炉の開発を進めてきた。その他にもSouthern Company社 7）など,10社近くの民間ベンチャー企業や団体が溶融塩高速炉や溶融塩熱中性子炉の開発を進めている。
日本でも原研（現JAEA）の古川和夫氏ら8）が中心になって50年以上前から開発が進められてきたが、当時からその有益性が認識されながらも実現に向けての動きはほとんどなかった。その理由はNa冷却高速炉、新型転換炉、多目的高温ガス炉（後のHTTR）、核融合炉、等々の開発が優先されたためであろう。しかし溶融塩炉に関する研究開発は日本でも研究機関やベンチャー企業を中心に脈々と引き継がれてきている。
そのほか、カナダ、英国などでも盛んに開発が行なわれ、中国では溶融塩炉のR&Dや設計が開始され9）、2030年までに熱出力373MWの溶融塩実験炉の建設を計画している。
また溶融塩炉ではないが、トリウムを燃料とした改良型重水炉の開発がインドで進められている。トリウム232を燃料とするために同位体の濃縮分離が不要であることが大きなメリットとなっている。
4.トリウム溶融塩炉の利点と課題2),3),10)
4.1トリウム溶融塩炉の特徴
現在の軽水炉のウラン燃料サイクルでは、天然ウランに含まれる核分裂性U235を3〜5％に濃縮して核燃料とするが、トリウム燃料サイクルでは天然のトリウム232を核反応で核分裂性U233に変換して核燃料とするので燃料濃縮が不要となる。トリウム232が中性子を捕獲して中性子過剰核のトリウム233に変わり、プロトアクチニウム233を経てウラン233となる。ウラン233核分裂反応により中性子は平均2.6個放出され、これが別のウラン233の核分裂に寄与したりトリウム232をトリウム233に変えることで、「トリウム-ウラン系列」核反応が進行する。（Th232+nTh233β崩壊でPa233β崩壊でU233）
溶融塩炉(molten salt reactor: MSR)は、フッ化ベリリウム（BeF2）とフッ化リチウム（LiF）の混合物（フリーベ）などの溶融フッ化物塩を一次冷却材とし、その溶融塩に核燃料のトリウムや着火剤としてのプルトニウム等を混合させて原子炉に送り込むことで連鎖反応を起こさせる。減速材としては黒鉛を使用する。核分裂反応で高温になった溶融塩を炉心の外に循環させ、二次冷却系と熱交換して最終的に高温蒸気を生成して発電する。（図1）
4.2 実現に向けた技術的課題
トリウム溶融塩炉の課題としては溶融塩の溶融塩が接する個所での構造材料に対する腐食の問題、加えて使用済み燃料の再処理や最終処分場に関する問題がある。
� 〕詫傘�の材料浸食性；溶融塩は金属材料に対して侵食性が高く、配管の腐食による脆化対策が軽水に比べて困難である。米国ORNLでのトリウム溶融塩炉MSREではハステロイNによりある程度の長時間運転を達成している。しかし腐食問題を根本的に解決するには、更なる研究開発が必要とされている。
�◆’確舛虜峠萢�や最終処分技術が未開発；トリウム燃料サイクルの再処理方法はまだ研究段階にある。またトリウム232から変換されたウラン232は半減期が68.9年と長く、生成される娘核種タリウム208(半減期3分)が強烈な放射線を放出するため再処理工程が複雑になる。このため現時点の技術レベルで溶融塩炉を実現させた場合、30年程度運転後に原子炉から燃料溶融塩を取り出し、そのまま埋設処分する方法（ワンス・スルー方式）が最適であろう。
5. 今後の展望
米国ケイロス・パワー社によると、2023年12月に米国NRCによって認可された溶融フッ化物塩冷却材原子炉「ヘルメス」が、2027年までにテネシー州オークリッジに建設され、更に後継の「ヘルメス2」では2028年までに発電を目指すとしている。
MSRは固有安全性を備えた原子炉として将来的には非常に有望とされ、更に小型MSRを利用して、遠隔地や離島などの電力インフラ整備も想定され、米国以外にも中国、インド、ロシアなど盛んに実験炉・実証炉ベースの開発が進展している。しかしMSRの建設、安全性、バックエンド等に関する技術体系は、既存の軽水型原子炉で培ってきた技術基盤に加えて、溶融塩特有の技術体系、つまり、溶融塩取り扱い扱い技術や耐食性材料の開発、核燃料供給システムや使用済み核燃料の処理の問題等、新たな技術基盤が必要となる。これらの技術基盤の構築に関しては、我が国はスタートラインでの出遅れ感があるので、研究協力を視野に、情報の収集分析に努めつつ、我が国としての取組み方針を見定めていく必要がある。（栗山正明記）
参考文献
1）Governor Lee, Commissioner Rolfe Announce Kairos Power to Establish Low-Power Demonstration Reactor in Oak Ridge - Kairos Power
2）高木、第 4 世代原子炉の開発動向、日本原子力学会誌，Vol.60，No.8 (2018) 493
3)菅野ら、溶融塩炉開発の現状と将来、日本原子力学会誌、Vol.16, No5 (1974) 249
4）A Review of M.S.R. Technology, Nucl. Appl Technol., 8, 105 (1970).
5）GEN -IV International Forum；https://gif.jaea.go.jp/
6）TerraPower：https://www.terrapower.com/
7）Southern Company社；https://www.southerncompany.com
8）古川和夫、溶融塩の原子力利用における問題点と将来の展望、日本金属学会会報 第16巻 第10号(1977)ｐ675
9）China Startup – a Thorium-powered Molten-salt Reactor | Neutron Bytes
10）山脇道夫；013_02_00.pdf (meti.go.jp) （経産省資料）
pdfはこちらから（プリント版)
こんな中、米国NRCは2023年12月、溶融塩原子炉プロジェクト（フッ化物塩冷却高温炉（FHR）」の実証炉：電気出力14万kW）の建設許可を出した。このプロジェクトを主導するケイロス・パワー社 1）は2026年の完成を目指している。
このような背景の下で、本稿で改めて溶融塩原子炉について考えてみたい。
2. トリウム溶融塩炉とは
現在の軽水炉のウラン燃料サイクルでは、天然ウランに含まれる核分裂性U235を3〜5％に濃縮して核燃料とするが、トリウム燃料サイクルでは天然のトリウム232を核反応で核分裂性U233に変換して核燃料とするので燃料濃縮が不要となる。トリウム232が中性子を捕獲して中性子過剰核のトリウム233に変わり、プロトアクチニウム233を経てウラン233となる。ウラン233核分裂反応により中性子は平均2.6個放出され、これが別のウラン233の核分裂に寄与したりトリウム232をトリウム233に変えることで、「トリウム-ウラン系列」核反応が進行する。（Th232+nTh233β崩壊でPa233β崩壊でU233）
溶融塩炉(molten salt reactor: MSR)は、フッ化ベリリウム（BeF2）とフッ化リチウム（LiF）の混合物（フリーベ）などの溶融フッ化物塩を一次冷却材とし、その溶融塩に核燃料のトリウムや着火剤としてのプルトニウム等を混合させて原子炉に送り込むことで連鎖反応を起こさせる。減速材としては黒鉛を使用する。核分裂反応で高温になった溶融塩を炉心の外に循環させ、二次冷却系と熱交換して最終的に高温蒸気を生成して発電する。（図1参照）
現在の軽水炉のウラン燃料サイクルでは、天然ウランに含まれる核分裂性U235を3〜5％に濃縮して核燃料とするが、トリウム燃料サイクルでは天然のトリウム232を核反応で核分裂性U233に変換して核燃料とするので燃料濃縮が不要となる。トリウム232が中性子を捕獲して中性子過剰核のトリウム233に変わり、プロトアクチニウム233を経てウラン233となる。ウラン233核分裂反応により中性子は平均2.6個放出され、これが別のウラン233の核分裂に寄与したりトリウム232をトリウム233に変えることで、「トリウム-ウラン系列」核反応が進行する。（Th232+nTh233β崩壊でPa233β崩壊でU233）
溶融塩炉(molten salt reactor: MSR)は、フッ化ベリリウム（BeF2）とフッ化リチウム（LiF）の混合物（フリーベ）などの溶融フッ化物塩を一次冷却材とし、その溶融塩に核燃料のトリウムや着火剤としてのプルトニウム等を混合させて原子炉に送り込むことで連鎖反応を起こさせる。減速材としては黒鉛を使用する。核分裂反応で高温になった溶融塩を炉心の外に循環させ、二次冷却系と熱交換して最終的に高温蒸気を生成して発電する。（図1）
3. トリウム溶融塩炉開発の歴史2）、3）
トリウム溶融塩炉は1950年代から米国ORNLで開発が進められた。溶融塩実験炉MSRE（熱出力7.4MWtで、炉心温度650℃）4）は1965年に臨界に達し、1969年までに2.6万時間の無事故運転を達成した。この結果をベースにして1971年には溶融塩増殖実験炉MSBRの設計が完了してトリウム溶融塩炉の技術基盤が確立された。しかし当時の米国内において軽水炉との開発競争に敗れ、米国では1976年にMSRの開発が中止された。
その後、2001年7月に発足した第4世代原子力システムの研究開発に関する国際的枠組み（GIF: Generation-IV International Forum）5）では、2030年までに実現する可能性がある6つの炉型を取り上げ、この中の一つとして溶融塩炉が含まれている。また民間ベンチャー企業のテラパワー社 6）もORNLのMSR技術を継承して溶融塩高速炉の開発を進めてきた。その他にもSouthern Company社 7）など,10社近くの民間ベンチャー企業や団体が溶融塩高速炉や溶融塩熱中性子炉の開発を進めている。
日本でも原研（現JAEA）の古川和夫氏ら8）が中心になって50年以上前から開発が進められてきたが、当時からその有益性が認識されながらも実現に向けての動きはほとんどなかった。その理由はNa冷却高速炉、新型転換炉、多目的高温ガス炉（後のHTTR）、核融合炉、等々の開発が優先されたためであろう。しかし溶融塩炉に関する研究開発は日本でも研究機関やベンチャー企業を中心に脈々と引き継がれてきている。
そのほか、カナダ、英国などでも盛んに開発が行なわれ、中国では溶融塩炉のR&Dや設計が開始され9）、2030年までに熱出力373MWの溶融塩実験炉の建設を計画している。
また溶融塩炉ではないが、トリウムを燃料とした改良型重水炉の開発がインドで進められている。トリウム232を燃料とするために同位体の濃縮分離が不要であることが大きなメリットとなっている。
4.トリウム溶融塩炉の利点と課題2),3),10)
4.1トリウム溶融塩炉の特徴
現在の軽水炉のウラン燃料サイクルでは、天然ウランに含まれる核分裂性U235を3〜5％に濃縮して核燃料とするが、トリウム燃料サイクルでは天然のトリウム232を核反応で核分裂性U233に変換して核燃料とするので燃料濃縮が不要となる。トリウム232が中性子を捕獲して中性子過剰核のトリウム233に変わり、プロトアクチニウム233を経てウラン233となる。ウラン233核分裂反応により中性子は平均2.6個放出され、これが別のウラン233の核分裂に寄与したりトリウム232をトリウム233に変えることで、「トリウム-ウラン系列」核反応が進行する。（Th232+nTh233β崩壊でPa233β崩壊でU233）
溶融塩炉(molten salt reactor: MSR)は、フッ化ベリリウム（BeF2）とフッ化リチウム（LiF）の混合物（フリーベ）などの溶融フッ化物塩を一次冷却材とし、その溶融塩に核燃料のトリウムや着火剤としてのプルトニウム等を混合させて原子炉に送り込むことで連鎖反応を起こさせる。減速材としては黒鉛を使用する。核分裂反応で高温になった溶融塩を炉心の外に循環させ、二次冷却系と熱交換して最終的に高温蒸気を生成して発電する。（図1）
4.2 実現に向けた技術的課題
トリウム溶融塩炉の課題としては溶融塩の溶融塩が接する個所での構造材料に対する腐食の問題、加えて使用済み燃料の再処理や最終処分場に関する問題がある。
� 〕詫傘�の材料浸食性；溶融塩は金属材料に対して侵食性が高く、配管の腐食による脆化対策が軽水に比べて困難である。米国ORNLでのトリウム溶融塩炉MSREではハステロイNによりある程度の長時間運転を達成している。しかし腐食問題を根本的に解決するには、更なる研究開発が必要とされている。
�◆’確舛虜峠萢�や最終処分技術が未開発；トリウム燃料サイクルの再処理方法はまだ研究段階にある。またトリウム232から変換されたウラン232は半減期が68.9年と長く、生成される娘核種タリウム208(半減期3分)が強烈な放射線を放出するため再処理工程が複雑になる。このため現時点の技術レベルで溶融塩炉を実現させた場合、30年程度運転後に原子炉から燃料溶融塩を取り出し、そのまま埋設処分する方法（ワンス・スルー方式）が最適であろう。
5. 今後の展望
米国ケイロス・パワー社によると、2023年12月に米国NRCによって認可された溶融フッ化物塩冷却材原子炉「ヘルメス」が、2027年までにテネシー州オークリッジに建設され、更に後継の「ヘルメス2」では2028年までに発電を目指すとしている。
MSRは固有安全性を備えた原子炉として将来的には非常に有望とされ、更に小型MSRを利用して、遠隔地や離島などの電力インフラ整備も想定され、米国以外にも中国、インド、ロシアなど盛んに実験炉・実証炉ベースの開発が進展している。しかしMSRの建設、安全性、バックエンド等に関する技術体系は、既存の軽水型原子炉で培ってきた技術基盤に加えて、溶融塩特有の技術体系、つまり、溶融塩取り扱い扱い技術や耐食性材料の開発、核燃料供給システムや使用済み核燃料の処理の問題等、新たな技術基盤が必要となる。これらの技術基盤の構築に関しては、我が国はスタートラインでの出遅れ感があるので、研究協力を視野に、情報の収集分析に努めつつ、我が国としての取組み方針を見定めていく必要がある。（栗山正明記）
参考文献
1）Governor Lee, Commissioner Rolfe Announce Kairos Power to Establish Low-Power Demonstration Reactor in Oak Ridge - Kairos Power
2）高木、第 4 世代原子炉の開発動向、日本原子力学会誌，Vol.60，No.8 (2018) 493
3)菅野ら、溶融塩炉開発の現状と将来、日本原子力学会誌、Vol.16, No5 (1974) 249
4）A Review of M.S.R. Technology, Nucl. Appl Technol., 8, 105 (1970).
5）GEN -IV International Forum；https://gif.jaea.go.jp/
6）TerraPower：https://www.terrapower.com/
7）Southern Company社；https://www.southerncompany.com
8）古川和夫、溶融塩の原子力利用における問題点と将来の展望、日本金属学会会報 第16巻 第10号(1977)ｐ675
9）China Startup – a Thorium-powered Molten-salt Reactor | Neutron Bytes
10）山脇道夫；013_02_00.pdf (meti.go.jp) （経産省資料）
pdfはこちらから（プリント版)