核燃料サイクルについて核燃料サイクルについてー核エネルギーの平和利用核 ネルギ の平和利用

防衛大学校

応用科学群 応用物理学科新川孝男

2008.12.12

核燃料サイクル 背景核燃料サイクル 背景

温暖化対策 二酸化炭素を排出しないエネルギー源石油・天然ガス需要の逼迫石油 天然ガス需要の逼迫

原子力 ルネッサンスー期待の高まりー

使用済み核燃料の大量の蓄積高レベル放射性廃棄物 プルトニウム高レベル放射性廃棄物 プルトニウム

核燃料サイクルの円滑な運用再処理 地層処分 高速増殖炉再処理 地層処分 高速増殖炉

核の問題

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エネルギー資源の埋蔵量エネルギー資源の埋蔵量

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概要概要

ギ• 原子核と核エネルギー

• 原子力のしくみ原子力のしくみ

• 大量の使用済み核燃料 核燃料サイクル– 再処理

– 地層処分資源の有効利用原状復帰

– 高速増殖炉

北朝鮮 イランの核問題

原状復帰

• 北朝鮮、イランの核問題

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原子核

原子は物質の基本構成要素

原子核

• 原子は物質の基本構成要素ウラン 1 ｇ ー 2.5 x 1021 個の原子

• 原子核は原子の中心核原子核は原子の中心核

陽子と中性子（核子）が核力で強く結合化学結合の百万倍の強さ

原子核

• 核の識別 水素 ウラン原子番号 陽子の数 １ 92質量数 核子の数 １ ２３８ 陽 中性質量数 核子の数 １ ２３８

• 核の種類は2000種類程度

元素（原子番号が同じ） 同位元素（中性子の数が異なる）

陽子 中性子

元素（原子番号が同じ） 同位元素（中性子の数が異なる）水素： 水素、重水素、三重水素ウラン： ウラン235、ウラン238

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原子核の安定性原子核の安定性

安定な核 種類 物質 安定性を保証• 安定な核 300種類 /2000 物質の安定性を保証

• 不安定な核 崩壊/分裂 物質が変化自然に微量で存在

>β崩壊 中性子数が多い核 β線/γ線を放出β崩壊 中性子数が多い核 β線/γ線を放出陽子数が多い核

>α崩壊 質量数が200以上 α線/γ線を放出>α崩壊 質量数が200以上 α線/γ線を放出

> 自発核分裂 230以上核分裂して 中性子/γ線を放出核分裂して、中性子/γ線を放出

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放射能と放射線放射能と放射線

が 線• 放射能 核が崩壊して放射線を出すこと単位 ベクレル(Bq)( q)

１ ベクレル = 1 崩壊/秒( 1 キュリー = 3 7x1010 ベクレル)( 1 キュリ 3.7x10 ベクレル)

研究室で使用する線源 100 kBq（旧法律 3 7 MBq を越えるものが規制）（旧法律 3.7 MBq を越えるものが規制）

• 放射線 α線、β線、γ線、中性子線等β γ

7不安定核 安定核 β線

核エネルギー核エネルギー

核の結合 質量数に依存• 核の結合 質量数に依存

水素弱 二酸化炭素排出量

結合の

鉄

ウラン 石油火力 742 ｇ/kWh原子力 9

質量数

度合

鉄

強大質量数

余剰エネルギーを取り出す

結合力の強さ 膨大な

強小 大

核融合 核分裂

太陽 原子力

結合力の強さ原子の数

膨大なエネルギー

1ｇのウラン２３５が全て核分裂

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太陽 原子力 ｇ ウラ 核分裂30トンの水を蒸発

核エネルギーの起源核エネルギーの起源

• 宇宙の誕生 1３7億年前 ビッグバン高温高密度状態 冷却高温高密度状態 冷却

ガス状態 水素76% ヘリウム２４％

• 星の進化• 星の進化重力収縮 温度上昇 核融合水素 ヘリウム 炭素・・・・ 鉄（最も安定な核）

• 重力収縮超新星爆発 多量の中性子の発生中性子吸収反応とベータ崩壊 鉄より重い元素の生成中性子吸収反応とベ タ崩壊 鉄より重い元素の生成

• 太陽系の誕生 46億年前星間ガスが収縮 さまざまな元素の取り込み

9ウラン235 半減期 7億年 百分の１に減少

原子力原子力

ウ 核分裂性物質• ウラン235 核分裂性物質遅い中性子を吸収 核分裂2-3個の速い中性子を放出

遅い中性子

2-3個の速い中性子を放出余剰エネルギー

• 速い中性子を減速/吸収ウラン235

娘核速い中性子を減速/吸収制御された核分裂の連鎖反応臨界

• 水を減速、冷却に使用 軽水炉軽 核が有効

吸収

軽い核が有効炭素（黒鉛） 黒鉛炉重水 重水炉重水 重水炉

• 原子力を電気エネルギーに変換原子力発電

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原子力発電

原子炉のしくみ原子炉のしくみ核エネルギー → 熱エネルギー → 電気エネルギー

蒸気 発電機へ

制御棒

燃料棒蒸気発生器

ウラン2353～5%

圧力容器 蒸気発生器

中性中性子

軽水炉

減速材 水

水 中性子減速材

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軽水炉 水 中性子減速材原子炉の冷却材

使用済み核燃料使用済み核燃料

強い放射能 使用前の 億倍• 強い放射能 使用前の１億倍放射線による発熱

プルトニウム239を含むウラン235と同じ連鎖反応物質ウラン 同 連鎖反応物質自然には存在しないウランから化学的に分離可能ウランから化学的に分離可能

• 原子炉サイトで水中に冷却保管

年間 20 t /原子炉年間 20 t /原子炉プルトニウム 200 kｇを生成

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核燃料の放射能核燃料の放射能

13核燃料サイクル機構

使用済み核燃料の量使用済み核燃料の量

使用済み核燃料の排出量• 使用済み核燃料の排出量100万kW の原子炉 20 t /年日本の原子炉 55基 1,000 t /年日本の原子炉 55基 1,000 t /年1970年敦賀運転開始 38年の運転

総計 20,000 t 程度排出処 量• 再処理量

イギリス、フランス 7,000 t東海再処理工場 1 000 t東海再処理工場 1,000 t

• 中間貯蔵各原子力発電所 12 000 t 冷却保管各原子力発電所 12,000 t 冷却保管六ヶ所村再処理工場

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核燃料サイクル核燃料サイクル

原子力発電所ウラン鉱石 燃料工場

濃縮濃縮 発電

使用

プルサーマル

中間貯蔵施設 ＭＯＸ燃料工場

用済み燃 ウラン・プルトニウム

再処理 場 最終処分場

燃料

ウラン プルト ウム

再処理工場 最終処分場

地層処分高レベル放射性廃棄物

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ウラン濃縮ウラン濃縮

軽水炉用核燃料 ウラン同位体 %

天然ウランの存在比

• 軽水炉用核燃料 ウランU235濃度３～５%程度天然ウランから濃縮

⊿

U234 0.006

U235 0 72質量差 ⊿M/M 1.3%

• 気化六フッ化ウラン

U235 0.72

U238 99.275六フッ化ウラン（気化温度 3800oC→57oC）

• 濃縮 1.003/回濃縮 003/回ガス拡散法 遠心分離法 濃縮度

反復回数 1200 30 3%問題点• 問題点核燃料用低濃縮ウラン兵器用高濃縮ウランの製造工程が同じ

16遠心分離法

再処理再処理

青森県六 所村再処理 場（日本原燃）• 青森県六ヶ所村再処理工場（日本原燃）2006年から使用済み燃料を使った試運転使 済 料 プ を使用済み燃料からウラン、プルトニウムを取り出す。

• 前処理 せん断沸騰した濃硝酸で溶解沸騰した濃硝酸で溶解

• 分離 有機溶媒により、ウラン、プルトニウム

を分離を分離

• 精製 ウランとプルトニウムを別熱に精製

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再処理の工程再処理の工程

日本原燃 再処理工場日本原燃 再処理工場

年間最大処理能力 800 t/年

使用済み燃料貯蔵容量 3000 t

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使用済み燃料貯蔵容量 3000 t

高レベル放射性廃棄物高レベル放射性廃棄物

• 核分裂生成物 強い放射能超ウラン元素 長い半減期長

• ガラス固化体 放射性物質をガラスに溶かしてステンレス容器に注入ステンレス容器に注入

• 地層処分 30年後300m以深 放射能(1/30)100年後 処分場を埋め戻して閉鎖(1/160)数万年後の放射能 ウラン鉱石のレベル数万年後の放射能 ウラン鉱石のレベル

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地層処分地層処分

処分地 現在公募中

さまざまな安全性に関する調査を経て選定される

20原子力発電環境整備機構

地層処分の安全性地層処分の安全性

21原子力発電環境整備機構

海外における使用済み燃料の処分海外における使用済み燃料の処分

全面再処理 部分再処理 全面直接処分 当面貯蔵

フランス ドイツ 米国 主要国でなしフランス ドイツ 米国 主要国でなし

ロシア スイス 韓国

中国 べルギー カナダ

スウェーデンウ デ

フィンランド

原子力委員会 全面再処理の方針エネルギーの有効利用環境適合性 廃棄物を削減

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環境適合性 廃棄物を削減

MOX燃料（混合酸化物燃料）MOX燃料（混合酸化物燃料）

MOX燃料• MOX燃料ウランとプルトニウムが酸化物の状態で均等混合に混合

• プルサーマルサ軽水炉で、ウラン燃料の３分の１程度をMOX燃料置き換える燃料置き換える

プルトニウムの寄与（30%→50%)フルサ マル• フルサーマルすべての燃料をMOX燃料へ置き換え

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高速増殖炉高速増殖炉

燃料 MOX燃料（燃料濃度２０％程度）• 燃料 MOX燃料（燃料濃度２０％程度）

• 中性子の効率的な利用核分裂からの高速中性子を使用核分裂からの高速中性子を使用核分裂とプルトニウムの生成を並行

冷却材 液体金属ナトリウム• 冷却材 液体金属ナトリウム冷却効果大 減速効果小

実験炉 常陽 1977年から運転• 実験炉 常陽 1977年から運転原型炉 もんじゅ

1995年金属ナトリウム漏洩事故1995年金属ナトリウム漏洩事故現在、改修工事中

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高速増殖炉のしくみ高速増殖炉のしくみ

U238 天然ウランの主成分

速中性子

Pu

U23994

92天然ウランの主成分

核分裂性物質

Pu239

娘核

PuNpUUn 23994

23993

23992

23892 →→→+

中性子捕獲 β崩壊 β崩壊

ウラン238

娘核

中性子捕獲 β崩壊 β崩壊

プルトニウム239 の連鎖反応とプルト ウム239 の連鎖反応とウラン２３８のプルトニウム239への変換を並行して進める

中性子の有効利用

転換率＝生成量/消費量

軽水炉 <1 もんじゅ 1 2

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もんじゅ 1.2

核変換による放射性廃棄物の処理核変換による放射性廃棄物の処理

東海村大強度陽子加速器陽子ビームを高レベル放射性廃棄物に照射

26超寿命核を短寿命核に変換

北朝鮮の核問題北朝鮮の核問題

2006 核兵器保有宣言• 2006 核兵器保有宣言地下核実験

• 使用済み核燃料を再処理寧辺（ヨンビョン）黒鉛減速炉寧辺（ ン ン）黒鉛減速炉プルトニウム239をウランから化学的に分離

• ６カ国協議 核施設の無能力化• ６カ国協議 核施設の無能力化

核施設でのサンプルの採取をめぐる議論再処理の時期再処理の時期ウラン濃縮の濃度

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イランの核問題イランの核問題

平和利用とし 核技術開発を推進• 平和利用とし、核技術開発を推進ウラン235の濃縮 軽水炉燃料欧米 軍事利用として制裁欧米 軍事利用として制裁

• ウラン濃縮 ウラン235濃度天然ウラン 0 7%天然ウラン 0.7%軽水炉用燃料 3～5%核兵器 90%核兵器 90%機器だけからは、単純判別はむずかしい

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まとめま核燃料サイクルギ ギ• 原子力エネルギー 大切なエネルギー源

使用済み核燃料 使用前の１億倍の放射能燃地層処分 数万年間隔離

• 核燃料サイクル 資源の有効利用• 核燃料サイクル 資源の有効利用プルトニウム MOX燃料 プルサーマル

高速増殖炉高速増殖炉

• MOX燃料、再処理施設、最終処分場MOX燃料、再処理施設、最終処分場対テロ対策 環境対策

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