(57)【要約】【課題】特定の核種の分離変換や核種変換に特化した設備なしに有害度を低減する。【解決手段】使用済燃料の有害度低減方法は、軽水炉で燃焼させた後に使用済ウラン燃料を取り出すステップＳ０１と、この使用済ウラン燃料について有害度の低減条件を導出するステップＳ０２と、低減条件を満たすかを判定する判定ステップＳ０３と、低減条件を満たすと判定した場合は、使用済ウラン燃料を再処理し、ウラン、プルトニウムおよびＭＡを回収するステップＳ０４と、再処理ステップで回収した核燃料物質およびＭＡと、新たに加える核燃料物質とから、ＭＯＸ燃料を製造するステップＳ０５と、軽水炉で燃焼させた後に使用済ＭＯＸ燃料を取り出すステップＳ０６を有し、判定ステップの後にＭＯＸ燃料燃焼ステップまでを繰り返す。ＭＯＸ燃料における核分裂性核種の合計濃度は、使用済ＭＯＸ燃料についてＭＯＸ燃料燃焼ステップごとに定められる所定の範囲内にある。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
軽水炉の使用済み燃料から生ずる超ウラン元素による有害度を低減する使用済燃料の有害度低減方法であって、
ウラン燃料を軽水炉で燃焼させて、その後に使用済ウラン燃料を取り出すウラン燃料燃焼ステップと、
前記使用済ウラン燃料について、有害度の低減条件を導出する低減条件導出ステップと、
前記使用済ウラン燃料について、有害度の低減条件を満たすか否かを判定し、有害度の低減条件を満たさないと判定した場合は廃棄処分に移行する判定ステップと、
有害度の低減条件を満たすと判定した場合は、前記使用済ウラン燃料を再処理し、ウラン、プルトニウムおよびマイナーアクチニドを回収する再処理ステップと、
前記再処理ステップで回収した回収ウラン、回収プルトニウム、および回収マイナーアクチニドと、新たに加える核燃料物質とから、ＭＯＸ燃料を製造するＭＯＸ燃料製造ステップと、
前記ＭＯＸ燃料を軽水炉で燃焼させた後に使用済ＭＯＸ燃料を取り出すＭＯＸ燃料燃焼ステップと、
を有し、
前記判定ステップの後に前記ＭＯＸ燃料燃焼ステップまでを繰り返して、
前記ＭＯＸ燃料における核分裂性プルトニウムと核分裂性ウランの合計濃度は、前記使用済ＭＯＸ燃料について前記ＭＯＸ燃料燃焼ステップごとに定められる所定の範囲内にある、
ことを特徴とする使用済燃料の有害度低減方法。
【請求項２】
前記有害度の低減条件は、リサイクルステップのそれぞれにおける核分裂性核種割合最小限界条件の値より大きく核分裂性核種割合最大限界条件の値以下であること、およびリサイクル回数がリサイクル可能な上限の回数以下であることを含むことを特徴とする請求項１に記載の使用済燃料の有害度低減方法。
【請求項３】
前記ウラン燃料燃焼ステップで燃焼させる前記ウラン燃料の濃縮度は、運転サイクル終了時の余剰反応度が所定の正の値より大きくなるような値であることを特徴とする請求項１または請求項２に記載の使用済燃料の有害度低減方法。
【請求項４】
長手方向に延びて核分裂性プルトニウムおよび核分裂性ウランを含む核燃料物質を内蔵し、互いに並列に配された複数のＭＯＸ燃料棒と、
長手方向に延びてウランまたはプルトニウムを主たる成分とする核燃料物質ならびに可燃性毒物を内蔵し前記ＭＯＸ燃料棒とともに格子状に配列された複数の可燃性毒物入り燃料棒と、
を有し、
所定の燃焼度を確保した運転サイクル終了時の余剰反応度が、所定の正の値より大きくなるように、前記核分裂性プルトニウムおよび核分裂性ウランの合計濃度の初期の値が設定されていることを特徴とするＭＯＸ燃料集合体。
【請求項５】
前記合計濃度の初期の値は、６ｗｔ％より大きいことを特徴とする請求項４に記載のＭＯＸ燃料集合体。
【請求項６】
互いに並列に格子状に配列された請求項４または請求項５のいずれか一項に記載の複数のＭＯＸ燃料集合体と、
前記複数のＭＯＸ燃料集合体の配列内にそれぞれ配された複数の制御棒と、
を備えることを特徴とするＭＯＸ燃料炉心。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は、使用済燃料の有害度低減方法、ＭＯＸ燃料集合体、およびＭＯＸ燃料炉心に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉の運転に伴い発生する使用済核燃料は、高レベル放射性廃棄物を含み、長い期間にわたり高い放射性毒性を持つ。使用済核燃料に含まれる核種を経口摂取したと仮定したときに被ばくする量に換算した値を、潜在的放射性毒性あるいは潜在的有害度と呼び、廃棄物の有害度の指標として用いられる。使用済核燃料の潜在的放射性毒性は、燃料中に含まれる核分裂生成物（ＦＰ：Ｆｉｓｓｉｏｎ  Ｐｒｏｄｕｃｔ）や超ウラン元素（ＴＲＵ：Ｔｒａｎｓｕｒａｎｉｕｍ  Ｅｌｅｍｅｎｔｓ）等に起因するが、これらの核種のうち、長期的にはＴＲＵの影響が支配的となる。
【０００３】
放射性廃棄物の保管および処分には多大な時間と費用を要するため、これら使用済核燃料の潜在的放射性毒性を低減することが求められる。
【０００４】
たとえば、ＴＲＵの潜在的放射性毒性を低減する手段として、ＴＲＵを短半減期の核種に変換する方法がある。ＴＲＵを短半減期の核種に変換する方法としては、高速炉において高速中性子を利用した核変換を行う手法が知られている。しかしながら、現時点においては、核変換を行うための高速炉の実用化および量産化に至っておらず、実現までには長期の開発期間を要すると予想される。このため、現在運転されている軽水炉から発生する使用済燃料に含まれる潜在的放射性毒性を、高速炉を用いて低減することが難しい。
【０００５】
使用済核燃料を再処理しないワンス・スルー方式の場合、使用済核燃料に含まれる核種の全てが廃棄物として扱われる。一方、プルサーマル方式では、プルトニウムおよびウランを回収し、再処理を行い混合酸化物（ＭＯＸ：Ｍｉｘｅｄ  ｏｘｉｄｅ）燃料とすることにより、軽水炉において再利用される。一般的なプルサーマルの過程では、プルトニウムを除くＴＲＵ、すなわちマイナーアクチニド（ＭＡ：Ｍｉｎｏｒ  ａｃｔｉｎｉｄｅ）は、再利用されるプルトニウムやウランからは分離される。このように、軽水炉においては、一度取り出したＭＡの核変換を行うことは想定されていない。
【０００６】
軽水炉において核変換を行う場合は、Ｐｕ２３８（プルトニウム２３８）、Ｐｕ２４１（プルトニウム２４１）、Ａｍ２４１（アメリシウム２４１）等のような潜在的放射性毒性に対して寄与の大きい核種の核変換効率を高める必要がある。しかしながら、一般的な軽水炉用燃料および軽水炉の炉心では、ＭＡの核変換を効率的に行う観点での燃料設計および炉心設計は行われていなかった。
【０００７】
一般的に、軽水炉用燃料および軽水炉の炉心においては、ＥＯＣ（Ｅｎｄ  ｏｆ  Ｃｙｃｌｅ）すなわち１運転サイクルの最後において余剰反応度がゼロになるように、燃料の設計がなされ、原子炉の運転がなされる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特許第５７４３５１８号公報
【特許文献２】特許第２８０４２０５号公報
【特許文献３】特許第３９６０５７２号公報
【非特許文献】
【０００９】
【非特許文献１】原子力ハンドブック  第１版第３刷、オーム社
【非特許文献２】軽水炉燃料のふるまい  原子力安全研究協会（編）、第４版
【非特許文献３】分離変換技術総論  初版第１刷、日本原子力学会
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
上述のように、軽水炉の炉心で使用された使用済み燃料は、プルサーマル方式の過程において、ウラン同位体とプルトニウム同位体を抽出し、ＦＰやＭＡは放射性廃棄物として廃棄される。
【００１１】
これら放射性廃棄物中の潜在的放射性毒性を低減する方法として、有害な核種を分離し、その核種をより有害度の低い核種に変換する方法、すなわち分離変換が知られている。
【００１２】
分離変換で想定されている代表的な手法は、有害な核種をＭＯＸ燃料に添加し、高速炉で燃焼させる方法や、加速器を用いて、有害な核種をターゲットにした照射を行うことにより、有害な核種をより有害度の低い核種に変換する方法があげられる。
【００１３】
上述の方法は、特定の核種を分離するために高度な再処理技術が必要となり、核種変換のために、専用の高速炉や加速器を建造する必要がある。これらの技術の開発や、設備の建設のためには、莫大な時間と費用を要することが課題となっていた。
【００１４】
本発明の実施形態は、上述した課題を解決するためになされたものであり、特定の核種の分離変換を行わず、また、核種変換に特化した設備を開発せずに、有害度を低減することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１５】
上述の目的を達成するため、本発明の実施形態は、軽水炉の使用済み燃料から生ずる超ウラン元素による有害度を低減する使用済燃料の有害度低減方法であって、ウラン燃料を軽水炉で燃焼させて、その後に使用済ウラン燃料を取り出すウラン燃料燃焼ステップと、前記使用済ウラン燃料について、有害度の低減条件を導出する低減条件導出ステップと、前記使用済ウラン燃料について、有害度の低減条件を満たすか否かを判定し、有害度の低減条件を満たさないと判定した場合は廃棄処分に移行する判定ステップと、有害度の低減条件を満たすと判定した場合は、前記使用済ウラン燃料を再処理し、ウラン、プルトニウムおよびマイナーアクチニドを回収する再処理ステップと、前記再処理ステップで回収した回収ウラン、回収プルトニウム、および回収マイナーアクチニドと、新たに加える核燃料物質とから、ＭＯＸ燃料を製造するＭＯＸ燃料製造ステップと、前記ＭＯＸ燃料を軽水炉で燃焼させた後に使用済ＭＯＸ燃料を取り出すＭＯＸ燃料燃焼ステップと、を有し、前記判定ステップの後に前記ＭＯＸ燃料燃焼ステップまでを繰り返して、前記ＭＯＸ燃料における核分裂性プルトニウムと核分裂性ウランの合計濃度は、前記使用済ＭＯＸ燃料について前記ＭＯＸ燃料燃焼ステップごとに定められる所定の範囲内にある、ことを特徴とする。
【００１６】
また、本発明の実施形態に係るＭＯＸ燃料集合体は、長手方向に延びて核分裂性プルトニウムおよび核分裂性ウランを含む核燃料物質を内蔵し、互いに並列に配された複数のＭＯＸ燃料棒と、長手方向に延びてウランまたはプルトニウムを主たる成分とする核燃料物質ならびに可燃性毒物を内蔵し前記ＭＯＸ燃料棒とともに格子状に配列された複数の可燃性毒物入り燃料棒と、を有し、所定の燃焼度を確保した運転サイクル終了時の余剰反応度が、所定の正の値より大きくなるように、前記核分裂性プルトニウムおよび核分裂性ウランの合計濃度の初期の値が設定されていることを特徴とする。
【００１７】
また、本発明の実施形態に係るＭＯＸ燃料炉心は、互いに並列に格子状に配列された上記複数のＭＯＸ燃料集合体と、前記複数のＭＯＸ燃料集合体の配列内にそれぞれ配された複数の制御棒と、を備えることを特徴とする。
【発明の効果】
【００１８】
本発明の実施形態明によれば、特定の核種の分離変換を行わず、また、核種変換に特化した設備を開発せずに、有害度を低減することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１９】
【図１】第１の実施形態に係る使用済燃料の有害度低減方法の全体の手順を示すフロー図である。
【図２】第１の実施形態に係る使用済燃料の有害度低減方法の効果として、初期Ｐｕｆ富化度の変化に対する１００年後の潜在的放射性毒性の変化を試算した例を示すグラフである。
【図３】図２で示した例について規格化した規格化放射性毒性の変化を示すグラフである。
【図４】図３で示した結果の相対値を示すグラフである。
【図５】第１の実施形態に係る使用済燃料の有害度低減方法の効果を確保する所定の条件を説明するグラフである。
【図６】第１の実施形態に係る使用済燃料の有害度低減方法における使用済燃料の有害度低減可能範囲の概念的説明図である。
【図７】第１の実施形態に係るＭＯＸ燃料集合体の構成を示す水平断面図である。
【図８】第１の実施形態に係るＭＯＸ燃料炉心の構成を示す水平断面図である。
【図９】第２の実施形態に係る使用済燃料の有害度低減方法の全体の手順を示すフロー図である。
【図１０】第２の実施形態に係る使用済燃料の有害度低減方法において用いるウラン燃料炉心の構成を示す水平断面図である。
【図１１】第２の実施形態に係る使用済燃料の有害度低減方法において用いる濃縮度増加ウラン燃料を用いた濃縮度増加ウラン燃料集合体の構成を示す水平断面図である。
【図１２】第２の実施形態に係る使用済燃料の有害度低減方法の効果を示す初期Ｕ２３５の濃縮度の変化に対する１００年後の潜在的放射性毒性の変化の相対値を示すグラフである。
【図１３】第２の実施形態に係る使用済燃料の有害度低減方法を説明する燃焼度の変化に対する無限増倍率の変化を示すグラフである。
【発明を実施するための形態】
【００２０】
以下、図面を参照して、本発明の実施形態に係る使用済燃料の有害度低減方法、ＭＯＸ燃料集合体、およびＭＯＸ燃料炉心について説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。
【００２１】
［第１の実施形態］
図１は、第１の実施形態に係る使用済燃料の有害度低減方法の全体の手順を示すフロー図である。
【００２２】
まず、従来のウラン燃料を、軽水炉に装荷して軽水炉で燃焼させ、その後に炉外に取り出す（ステップＳ０１）。ここで、従来のウラン燃料とは、たとえば、Ｕ２３５（ウラン２３５）の濃縮度が３ないし５％程度の二酸化ウラン（ＵＯ２）燃料である。また、ウラン燃料の燃焼は、たとえば４０ないし５０ＧＷｄ／ｔ程度の平均燃焼度である。なお、さらに高い燃焼度の場合でもよい。
【００２３】
次に、ステップＳ０１の軽水炉での燃焼の後、この軽水炉から取り出した使用済ウラン燃料（使用済Ｕ燃料）について、使用済燃料の有害度低減条件を導出する（ステップＳ０２）。ここで、使用済燃料の有害度低減条件とは、使用済燃料の有害度を低減可能とするための条件である。後述する図６での説明の際に、具体的に説明する。
【００２４】
次に、ステップＳ０１で使用した軽水炉から取り出した使用済Ｕ燃料について、ステップＳ０２で導出した使用済燃料の有害度低減条件を満たすか否かを判定する（ステップＳ０３）。
【００２５】
使用済Ｕ燃料について使用済燃料の有害度低減条件を満たさないと判定された場合（ステップＳ０３  ＮＯ）には、使用済Ｕ燃料の再処理を行わず、廃棄処分（ステップＳ０７）の流れに移行する。
【００２６】
使用済Ｕ燃料について使用済燃料の有害度低減条件を満たすと判定された場合（ステップＳ０３  ＹＥＳ）には、次の再処理ステップ（ステップＳ０４）に進む。
【００２７】
ステップＳ０４の再処理ステップでは、軽水炉の炉心から取り出した使用済ウラン燃料を、適切な期間にわたり冷却した後に、再処理を行う。再処理では、核分裂性核種を含むウランおよびプルトニウムとともに、ＭＡを回収する。
【００２８】
次に、回収されたウランである回収ウラン（回収Ｕ）、回収されたプルトニウムである回収プルトニウム（回収Ｐｕ）に、回収されたＭＡである回収マイナーアクチニド（回収ＭＡ）を加えて、さらに、新たなプルトニウム（Ｐｕ）、天然ウラン（天然Ｕ）あるいは濃縮ウラン（濃縮Ｕ）を加え、ＭＡを添加したＭＯＸ燃料すなわちＰｕおよびＵの混合酸化物燃料を製造する（ステップＳ０５）。なお、再処理においては、ＭＡをウランやプルトニウムと分離せずにウランやプルトニウムと一体で回収してもよい。
【００２９】
ここで、ＭＯＸ燃料の初期の核分裂性核種、すなわち、Ｕの核分裂性核種（核分裂性ウラン：核分裂性Ｕ）およびＰｕの核分裂性核種（核分裂性プルトニウム：核分裂性Ｐｕ）の合計量のＵおよびＰｕの合計量に対する割合、すなわち合計濃度の値は、所定の燃焼度を確保するために必要な値以上の値である。以下、新たに加える核燃料物質は、Ｐｕであるとして説明する。このため、新たに加えるＰｕの富化度は、必要な核分裂性核種の量を確保するために必要な値である。
【００３０】
次に、ＭＡを添加したＭＯＸ燃料集合体を軽水炉のＭＯＸ燃料炉心に装荷して燃焼させた後に、使用済ＭＯＸ燃料をＭＯＸ燃料炉心から取り出す（ステップＳ０６）。
【００３１】
次にステップＳ０３に戻り、ＭＯＸ燃料炉心から取り出した使用済ＭＯＸ燃料について、使用済燃料の有害度低減条件を満たすか否かの判定を行い、有害度低減条件を満たすと判定される（ステップＳ０３  ＹＥＳ）場合に限り、前記のステップＳ０３からステップＳ０６までを繰り返す。以上の各ステップのうち、ステップＳ０４からステップＳ０６までを、リサイクルステップと呼ぶこととする。最初にこれらのステップを通過するのを１回目、次に通過するのを２回目というようにリサイクル回数をカウントする。
【００３２】
図２は、第１の実施形態に係る使用済燃料の有害度低減方法の効果として、初期Ｐｕｆ富化度の変化に対する１００年後の潜在的放射性毒性の変化を試算した例を示すグラフである。すなわち、使用髄燃料中のＭＡの１００年後の潜在的放射性毒性を、使用済燃料の有害度を表わす指標の例としている。
【００３３】
図２の横軸は、初期Ｐｕｆ富化度（ｗｔ％）、すなわち、各リサイクル回数における炉内での燃焼前のＭＯＸ燃料のＰｕｆ富化度である。ここで、Ｐｕｆ富化度とは、ＭＯＸ燃料中のＰｕおよびＵを主たる成分とする核燃料物質の合計重量に対しての、Ｐｕ２３９（Ｐｕ２３９）などのＰｕの核分裂性核種（核分裂性Ｐｕ）の重量の割合である。この試算例では、新たに加える核燃料物質をＰｕとしており、核分裂性核種として存在するのは、回収Ｐｕおよび新たに加えたＰｕ中のＰｕの核分裂性核種の他に、回収ウラン中のＵ２３５などの核分裂性核種がある。
【００３４】
図２の縦軸は、そのリサイクル回数におけるＭＯＸ燃料炉心内での照射後に取り出した使用済ＭＯＸ燃料中のＭＡについての、１００年後の潜在的放射性毒性（Ｓｖ／ＭＷｄ）である。
【００３５】
図２の４本の折れ線は、リサイクル回数が、１回ないし４回のものに対応する。すなわち、点Ａ１、点Ｂ１および点Ｃ１を結ぶ実線はリサイクル回数が１回に対応し、点Ａ２、点Ｂ２および点Ｃ２を結ぶ点線はリサイクル回数が２回に対応し、点Ａ３、点Ｂ３および点Ｃ３を結ぶ破線はリサイクル回数が３回に対応し、さらに、点Ａ４、点Ｂ４および点Ｃ４を結ぶ一点鎖線はリサイクル回数が４回に対応する。
【００３６】
ここで、リサイクル回数とは、前述のように、最初のウラン燃料が燃焼することにより生成されたＭＡが、その後、何度の再処理、回収を経ているかの回数をいうものとする。すなわち、注目するＭＡが、使用済Ｕ燃料の再処理で回収された時点をリサイクル回数１回目とする。その後、使用済ＭＯＸ燃料の再処理が最初になされて回収された時点がリサイクル回数２回目、次に使用済ＭＯＸ燃料に使用され照射された後に再処理されて回収された時点がリサイクル回数３回目、というようにカウントした回数となる。
【００３７】
各折れ線上の点は、条件と結果を示す点である。すなわち、各折れ線上の点は、横軸の値は、初期Ｐｕｆ富化度の条件であり、縦軸の値は、そのＭＯＸ燃料を所定の燃焼度まで照射した後の結果である使用済ＭＯＸ燃料中のＭＡについての１００年後の潜在的放射性毒性を示す。以下、いくつかの点を例にとって、具体的に説明する。
【００３８】
点Ａ１は、リサイクル回数が１の場合、すなわち１回目のリサイクルの場合を示す。点Ａ１の横軸の初期Ｐｕｆ富化度の値は、使用済ウラン燃料を再処理して、ＭＯＸ燃料を製作した段階でのＰｕｆ富化度を示す。また、点Ａ１の縦軸の値は、このＭＯＸ燃料を炉内で燃焼させ所定の燃焼度が得られた後に炉内から取り出した使用済ＭＯＸ燃料中のＭＡの１００年後の潜在的放射性毒性の値を示す。すなわち、これ以上、新たなＭＯＸ燃料の製造に使用して炉内で照射することなしに、処分側のプロセスに移行した場合の値である。
【００３９】
初期Ｐｕｆ富化度の値は、ＭＯＸ燃料が所定の燃焼度を得られるような富化度である。この試算例では、所定の燃焼度を、通常の設計で多く用いられる４５ＧＷｄ／ｔとしており、この燃焼度を確保するための初期Ｐｕｆ富化度の値は、本試算例においては６．０ｗｔ％である。このために、使用済Ｕ燃料の再処理後の回収Ｕ、回収Ｐｕおよび回収ＭＡ等に、新たにＰｕを加えて、６．０ｗｔ％の初期Ｐｕｆ富化度を確保する。
【００４０】
４５ＧＷｄ／ｔの燃焼度となるＭＯＸ燃料炉心内での照射の結果、取り出した使用済ＭＯＸ燃料中のＭＡの１００年後の潜在的放射性毒性は、約１０，０００Ｓｖ／ＭＷｄである。
【００４１】
次に、点Ａ２は、２回目のリサイクルの場合を示す。すなわち、第１回目のリサイクル後に取り出したＭＡを処分側のプロセスに移行せずに、再びＭＯＸ燃料の製造に使用した場合である。
【００４２】
この場合、４５ＧＷｄ／ｔの燃焼度を確保するためには、本試算例においては、初期Ｐｕｆ富化度を約８ｗｔ％にする必要がある。このために、新たにＰｕを加え、約８ｗｔ％の初期Ｐｕｆ富化度を確保したＭＯＸ燃料を製造する。
【００４３】
第２回のリサイクル用のＭＯＸ燃料において前述のように新たにＰｕを加えており、これにより新たなＭＡが生成される。また、元々のＭＡの照射による減少分がある。これらの結果、取り出した使用済ＭＯＸ燃料中のＭＡの１００年後の潜在的放射性毒性は、約１９，０００Ｓｖ／ＭＷｄである。
【００４４】
同様に、点Ａ３は、３回目のリサイクルの場合を示し、４５ＧＷｄ／ｔの燃焼度を確保するための初期Ｐｕｆ富化度は約１０ｗｔ％である。また、４５ＧＷｄ／ｔの燃焼度となるＭＯＸ燃料炉心内での照射の結果、取り出した使用済ＭＯＸ燃料中のＭＡの１００年後の潜在的放射性毒性は、約２７，０００Ｓｖ／ＭＷｄである。
【００４５】
また、点Ａ４についても、同様に、初期Ｐｕｆ富化度は約１１ｗｔ％、取り出した使用済ＭＯＸ燃料中のＭＡの１００年後の潜在的放射性毒性は、約３５，０００Ｓｖ／ＭＷｄである。
【００４６】
以上のように、点Ａ１で、４５ＧＷｄ／ｔの燃焼度を確保するための初期Ｐｕｆ富化度である６．０ｗｔ％の初期Ｐｕｆ富化度のＭＯＸ燃料を最初の条件として、その後、各リサイクルにおいて、４５ＧＷｄ／ｔの燃焼度を得るための初期Ｐｕｆ富化度を設定してＭＡを炉内の中性子で照射することを順次繰り返すことにより、それぞれのリサイクル回数において、点Ａ２、点Ａ３、および点Ａ４で示す条件および結果となる。この流れを、Ａ系列と呼ぶこととする。
【００４７】
一方、点Ｂ１および点Ｃ１は、それぞれ、４５ＧＷｄ／ｔの燃焼度を確保するための初期Ｐｕｆ富化度を超える初期Ｐｕｆ富化度を設定した場合を最初の条件とした場合である。すなわち、点Ｂ１では、初期Ｐｕｆ富化度を約１３．４ｗｔ％としている。また、点Ｃ１では、初期Ｐｕｆ富化度を約２２．４ｗｔ％としている。
【００４８】
点Ｂ１の初期Ｐｕｆ富化度を約１３．４ｗｔ％とする条件を最初の条件として、Ａ系列と同様のリサイクルを繰り返すと、点Ｂ２、点Ｂ３、および点Ｂ４というＢ系列となる。また、点Ｃ１の初期Ｐｕｆ富化度を約２２．４ｗｔ％とする条件を最初の条件として、Ａ系列と同様のリサイクルを繰り返すと、点Ｃ２、点Ｃ３、および点Ｃ４というＣ系列となる。
【００４９】
Ａ系列、Ｂ系列およびＣ系列のそれぞれにおいて、リサイクル回数が１からリサイクル回数が４までに移行するにつれ、それぞれ次のリサイクル回数の場合においては前回のリサイクル回数の場合に比べて、初期Ｐｕｆ富化度および１００年後の潜在的放射性毒性は、順次増加する。
【００５０】
今、複数回のリサイクルをしない場合と、複数回のリサイクルをする場合とを比較してみる。複数回のリサイクルをする場合は、最後のリサイクル回数後の使用済ＭＯＸ燃料から回収したＭＡの１００年後の潜在的放射性毒性が残ることになる。
【００５１】
一方、複数回のリサイクルをしない場合、すなわち、リサイクル回数が１回の場合を考えると、発電を行うごとに使用済ＭＯＸ燃料中のＭＡが発生する。したがって、複数回の発電を行う場合は、その回数分だけ、リサイクル回数が１回の場合の使用済ＭＯＸ燃料中のＭＡがその都度発生する。
【００５２】
このため、複数回のリサイクルを行う場合の最後のリサイクル回数後の使用済ＭＯＸ燃料から回収したＭＡの１００年後の潜在的放射性毒性を、リサイクル回数で除した結果に基づいて、相互の比較を行うのが適切と考えられる。今、この結果を、規格化した１００年後の潜在的放射性毒性（以下、「規格化放射性毒性」）と呼ぶこととする。
【００５３】
図３は、図２で示した例について規格化した規格化放射性毒性の変化を示すグラフである。
【００５４】
ここで、図３の折れ線Ｌ１、Ｌ２、Ｌ３およびＬ４上の各点は、図２と同様に条件と結果を示す点である。具体的には、各折れ線上の点は、横軸については初期Ｐｕｆ富化度の条件を示すという点では図２で示す点と同様であるが、縦軸についてはそのＭＯＸ燃料を所定の燃焼度まで照射した後の結果である使用済ＭＯＸ燃料中のＭＡについての規格化放射性毒性を示す。各折れ線については、点ａ１、ｂ１およびｃ１を結ぶ実線はリサイクル回数が１回、点ａ２、ｂ２およびｃ２を結ぶ点線はリサイクル回数が２回、点ａ３、ｂ３およびｃ３を結ぶ破線はリサイクル回数が３回、および点ａ４、ｂ４およびｃ４を結ぶ一点鎖線はリサイクル回数が４回の場合を示す。
【００５５】
したがって、図３における点ａ１、点ａ２、点ａ３、点ａ４、点ｂ１、点ｂ２、点ｂ３、点ｂ４、点ｃ１、点ｃ２、点ｃ３および点ｃ４は、図２における点Ａ１、点Ａ２、点Ａ３、点Ａ４、点Ｂ１、点Ｂ２、点Ｂ３、点Ｂ４、点Ｃ１、点Ｃ２、点Ｃ３および点Ｃ４にそれぞれ対応している。
【００５６】
図３に示すように、Ａ系列、Ｂ系列およびＣ系列ともに、リサイクル回数が増加するにつれて、各系列内における規格化放射性毒性は減少している。
【００５７】
図４は、図３で示した結果の相対値を示すグラフである。横軸は、初期Ｐｕｆ富化度（ｗｔ％）である。縦軸は、規格化された１００年後の潜在的放射性毒性の相対値である。具体的には、Ａ系列、Ｂ系列およびＣ系列のそれぞれにおいて、リサイクル回数が１回、すなわち、最初のＭＯＸ燃料炉心での照射後の潜在的放射性毒性を基準とした値である。
【００５８】
図４に示すように、各リサイクル回数においての初期Ｐｕｆ富化度の増加に対する規格化された１００年後の潜在的放射性毒性の相対値の変化の傾向は、リサイクル回数が増加するにしたがって変化している。
【００５９】
すなわち、リサイクル回数が１回の場合においては、初期Ｐｕｆ富化度の増加すなわち、点ａ１から点ｂ１になると規格化放射性毒性は増加し、点ｃ１となるとわずかに減少する。リサイクル回数が２回の場合においては、初期Ｐｕｆ富化度の増加すなわち、点ａ２から点ｂ２になると規格化放射性毒性は増加し、点ｃ２となると減少する。
【００６０】
また、リサイクル回数が３回の場合においては、初期Ｐｕｆ富化度の増加すなわち、点ａ３から点ｂ３になると規格化放射性毒性はわずかに増加し、点ｃ３となると、点ｃ１の場合より減少する。さらに、リサイクル回数が４回の場合においては、初期Ｐｕｆ富化度の増加すなわち、点ａ４から点ｂ４になっても規格化放射性毒性はほぼ変わらず、点ｃ４となると減少する。
【００６１】
以上のように、リサイクル回数が増加するにしたがって、初期Ｐｕｆ富化度が増加すると規格化放射性毒性が減少する傾向に近づく。特に、初期Ｐｕｆ富化度の値が大きな領域において、リサイクル回数の増加に対する規格化放射性毒性の減少の程度が著しい。
【００６２】
すなわち、図３に示すようにリサイクル回数の増加に従い規格化放射性毒性は減少し、また、図４に示すように初期Ｐｕｆ富化度が増加すると規格化放射性毒性が減少する。
【００６３】
ただし、図３に示すように、リサイクル回数の小さい段階では、初期Ｐｕｆ富化度の増加に対する規格化放射性毒性の増加幅が大きいため、リサイクル回数１回目の規格化放射性毒性より規格化放射性毒性が減少するためには、少なくとも所定のリサイクル回数と、最初のＭＯＸ燃料につて所定の初期Ｐｕｆ富化度の組み合わせという所定の条件あるいはそれを超える条件であることが必要である。
【００６４】
図５は、使用済燃料の有害度低減方法の効果を確保する所定の条件を説明するグラフである。
【００６５】
今、点ａ１については、横軸の値は、使用済ウラン燃料を再処理しＵ、ＰｕおよびＭＡを回収の上で製造されるＭＯＸ燃料が所定の燃焼度を確保するに必要なＰｕｆ富化度である。また、点ａ１についての縦軸の値は、このＭＯＸ燃料をＭＯＸ燃料炉心で燃焼させた後に、使用済ＭＯＸ燃料を再処理し、回収し処分側に移行した場合のＭＡの規格化放射性毒性である。この条件および結果を基準とすると、ある状態が有害度低減の効果があるといえるためには、図５において、最終の条件および結果を表わす点における縦軸の値である規格化放射性毒性が、点ａ１における縦軸の値である規格化放射性毒性Ｒｎａ１より小さいことが必要である。
【００６６】
図５において、リサイクル回数が４回の場合の折れ線Ｌ４の場合には、点ａ４、点ｂ４および点ｃ４を含んで、点ａ４から点ｃ４までの初期Ｐｕｆ富化度の全領域に亘り、縦軸の値である規格化放射性毒性は、点ａ１における規格化放射性毒性Ｒｎａ１より小さい。したがって、リサイクル回数が４回の場合には、最初の条件である使用済ウラン燃料の再処理後のＭＯＸ燃料の初期Ｐｕｆ富化度が、点ａ１における初期Ｐｕｆ富化度ＰＥａ１以上であれば、有害度低減効果があることになる。
【００６７】
次に、図５において、リサイクル回数が３回の場合の折れ線Ｌ３の場合には、縦軸の値が点ａ１における縦軸の値より小さくなるのは、点ａ４から点ｃ４までの初期Ｐｕｆ富化度のうち、初期Ｐｕｆ富化度が大きな一部の領域のみである。すなわち、点ｄ３が点ａ１と縦軸の規格化放射性毒性の値が等しい点であるので、点ｄ３を含まず、点ｄ３から点ｃ３までの領域において、有害度低減効果があることになる。Ｂ系列の点を結んだ曲線ＬｂとＣ系列の点を結んだ曲線Ｌｃと同様に、点ｄ３を与えるＤ系列の点を結んだ曲線Ｌｄを考えれば、最初の条件および結果を表す点をｄ１が図５のように求められる。したがって、リサイクル回数が３回の場合には、最初の条件である使用済ウラン燃料の再処理後のＭＯＸ燃料の初期Ｐｕｆ富化度が、点ｄ１における初期Ｐｕｆ富化度ＰＥｄ１を超えていれば、有害度低減効果があることになる。
【００６８】
図６は、本実施形態に係る使用済燃料の有害度低減方法における使用済燃料の有害度低減可能範囲の概念的説明図である。図６の横軸は、各回数のリサイクルでの初期の核分裂性核種割合である。付加する核分裂性元素がＰｕであれば、初期の核分裂性核種割合はたとえば、初期Ｐｕｆ富化度であり、以下は、この場合について説明する。縦軸は、リサイクル回数である。
【００６９】
初期Ｐｕｆ富化度については、通常の所定の燃焼度を得るに必要なＰｕｆ富化度をｘ０で表示している。一方、初期Ｐｕｆ富化度が高すぎると、炉心の熱的な制限条件および核的な制限条件に対して余裕が減少し、さらには成立性を確保できなくなる。したがって、初期Ｐｕｆ富化度には、成立可能な上限値Ｘｍがある。
【００７０】
図６に示す、最もリサイクル回数が大きく、かつ、最も初期Ｐｕｆ富化度が大きな位置が、限界条件Ｑである。この条件に対応する限界系列の最初のリサイクル回数における初期Ｐｕｆ富化度をＸｍ０とする。この条件を結ぶ折れ線より小さなあるいは同じ初期Ｐｕｆ富化度とする初期Ｐｕｆ富化度の最大限界条件を一般化した、核分裂性核種割合最大限界条件として表示している。ここで、一般化とは、新たに加える核分裂性核種は、核分裂性Ｐｕのみでなく、核分裂性Ｕでもよいし、両者の合計でもよいとの意味である。
【００７１】
一方、リサイクル期間に、所定の燃焼度を確保するための最小限の初期Ｐｕｆ富化度が存在する。この最小限の初期Ｐｕｆ富化度の条件を各リサイクル回数について結ぶ折れ線より、大きな富化度を要求する初期Ｐｕｆ富化度の最小限界条件を一般化した核分裂性核種割合最小限界条件として表示している。
【００７２】
リサイクルを繰り返すと、図２に示すようにＭＡの総量は増加し、いずれは、ＭＯＸ燃料として成立する解が存在しなくなる。このため、リサイクル回数には上限が存在する。図６では、リサイクル可能回数条件として示している。
【００７３】
以上の制限条件を満たす領域が、図６の例でいえば、リサイクル回数１回ないし６回の太線で囲まれた領域である。この中で、規格化した１００年後の潜在的放射性毒性が、基準条件における１００年後の潜在的放射性毒性Ｒｎａ１よりも小さくなる範囲を、網掛けした領域で表示している。この領域の範囲が、潜在的放射性毒性の低減可能範囲すなわち使用済燃料の有害度低減可能範囲である。
【００７４】
使用済燃料の有害度低減可能範囲は、ステップＳ０１におけるウラン燃料の組成、軽水炉での燃焼経緯等の条件、その後の、ＭＯＸ燃料の組成、ＭＯＸ燃料炉心での燃焼経緯等に依存する。このため、ステップＳ０２で導出した使用済燃料の有害度低減条件は、ＭＯＸ燃料炉心での燃焼計画の変更等が有れば、随時、見直すことでよい。
【００７５】
図７は、第１の実施形態に係るＭＯＸ燃料集合体の構成を示す水平断面図である。ＭＯＸ燃料集合体１０は、核分裂性プルトニウムおよび核分裂性ウランを含む核燃料物質を内蔵する複数のＭＯＸ燃料棒１１、可燃性毒物を内蔵する複数の可燃性毒物入り燃料棒１２、２本のウォータロッド１３、および、これらの径方向外側にあってこれらを収納するチャンネルボックス１５を有する。
【００７６】
複数のＭＯＸ燃料棒１１および複数の可燃性毒物入り燃料棒１２は、それぞれ長手方向に延びて、互いに並列に配され、１０×１０の格子状の配列を形成する。２本のウォータロッド１３は、ＭＯＸ燃料棒１１および可燃性毒物入り燃料棒１２の格子状の配列の中央に配されている。
【００７７】
複数のＭＯＸ燃料棒１１のそれぞれは、ＭＯＸ燃料要素１１ａ、およびこれを収納する被覆管１１ｂを有する。
【００７８】
ＭＯＸ燃料要素１１ａは、たとえば円柱形で軸方向に積み重ねられた複数のペレットからなる。ＭＯＸ燃料要素１１ａの各ペレットは、使用済Ｕ燃料または使用済ＭＯＸ燃料の再処理によって回収された回収Ｕ、回収Ｐｕ、および回収ＭＡに、さらに核燃料物質を加えたＭＯＸ燃料が円柱状に焼結、成形されている。
【００７９】
核燃料物質としては、ＰｕあるいはＵが使用される。回収Ｕ、回収Ｐｕおよび新たに加えた核燃料物質中の核分裂性核種、すなわち核分裂性Ｐｕおよび核分裂性Ｕの合計濃度、すなわち、核分裂性核種のＰｕおよびＵの合計重量に対する濃度は、ＭＯＸ燃料炉心における燃焼により所定の燃焼度、たとえば前述の試算例の４５ＧＷｄ／ｔの燃焼度が確保できる濃度より高い濃度である。
【００８０】
さらに、この核分裂性核種の濃度は、複数回のリサイクル後に、有害度を低減可能な濃度である。具体的には、図５に示す試算例では、使用済Ｕ燃料の再処理後の最初のＭＯＸ燃料についての核分裂性核種の濃度は、Ｐｕｆの富化度換算で約６ｗｔ％より高い値である。
【００８１】
複数の可燃性毒物入り燃料棒１２のそれぞれは、可燃性毒物入り燃料要素１２ａ、およびこれを収納する被覆管１２ｂを有する。可燃性毒物入り燃料要素１２ａにおいては、核分裂性核種の合計濃度は、ＭＯＸ燃料要素１１ａにおける核分裂性核種の合計濃度に比べて低い値である。
【００８２】
以上、ＭＯＸ燃料集合体１０の構成については、ＭＯＸ燃料棒１１および可燃性毒物入り燃料棒１２は１０×１０の格子状の配列で、ウォータロッド１３が２本の場合を示したが、これに限定されない。たとえば、８×８あるいは９×９の格子状の配列や、三角配列でもよい。また、たとえば、ウォータロッド１３が１本の場合であってもよい。
【００８３】
図８は、第１の実施形態に係るＭＯＸ燃料炉心の構成を示す水平断面図である。ＭＯＸ燃料炉心１は、格子状に配列され全体としてほぼ円筒形状を形成する複数のＭＯＸ燃料集合体１０と、互いに隣接する２×２配列の４体のＭＯＸ燃料集合体１０の中央部にそれぞれ配列された複数の制御棒５を有する。
【００８４】
なお、図８では、ＭＯＸ燃料集合体１０が装荷されている炉心は、すべての燃料集合体がＭＯＸ燃料集合体１０である場合を示しているがこれに限定されない。たとえば、ＭＯＸ燃料集合体１０とともに、通常のウラン燃料集合体が装荷されている炉心で燃焼させてもよい。
【００８５】
以上のように、本実施形態明によれば、特定の核種の分離変換を行わず、核種変換に特化した設備を開発せずに、有害度を低減することができる。
【００８６】
［第２の実施形態］
図９は、第２の実施形態に係る使用済燃料の有害度低減方法の全体の手順を示すフロー図である。本実施形態は、第１の実施形態の変形である。
【００８７】
本実施形態におけるステップＳ０１においては、第１の実施形態における従来のウラン燃料を軽水炉に装荷して軽水炉で燃焼させる代わりに、従来のウラン燃料よりも濃縮度の高い濃縮度増加ウラン燃料を、軽水炉に装荷して燃焼させる。濃縮度増加ウラン燃料については、軽水炉の運転サイクル終了時にも、炉心が、所定の正の値以上の余剰反応度を有する状態をもたらすような濃縮度である。詳細は、以下に説明する。
【００８８】
図１０は、第２の実施形態に係る使用済燃料の有害度低減方法において用いるウラン燃料炉心の構成を示す水平断面図である。
【００８９】
ウラン燃料炉心２は、格子状に配列され全体としてほぼ円筒形状を形成する複数の濃縮度増加ウラン燃料集合体２０と、互いに隣接する４体の濃縮度増加ウラン燃料集合体２０の中央部にそれぞれ配列された複数の制御棒５を有する。
【００９０】
なお、図１０では、濃縮度増加ウラン燃料集合体２０が装荷されている炉心は、すべての燃料集合体が濃縮度増加ウラン燃料集合体２０である場合を示しているがこれに限定されない。たとえば、濃縮度増加ウラン燃料集合体２０とともに、一部、ＭＯＸ燃料集合体が装荷されている炉心で照射してもよい。
【００９１】
図１１は、第２の実施形態に係る使用済燃料の有害度低減方法において用いる濃縮度増加ウラン燃料を用いた濃縮度増加ウラン燃料集合体の構成を示す水平断面図である。
【００９２】
濃縮度増加ウラン燃料集合体２０は、複数の濃縮度増加ウラン燃料棒２１、複数の可燃性毒物入り燃料棒１２、２本のウォータロッド１３、および、これらの径方向外側にあってこれらを収納するチャンネルボックス１５を有する。
【００９３】
複数の濃縮度増加ウラン燃料棒２１および複数の可燃性毒物入り燃料棒１２は、互いに並列に配され、格子状の配列を形成する。ウォータロッド１３は、濃縮度増加ウラン燃料棒２１および可燃性毒物入り燃料棒１２の格子状の配列の中央に配されている。
【００９４】
複数の濃縮度増加ウラン燃料棒２１のそれぞれは、濃縮度増加ウラン燃料要素２１ａ、およびこれを収納する被覆管２１ｂを有する。
【００９５】
濃縮度増加ウラン燃料要素２１ａは、たとえば円柱形で軸方向に積み重ねられた複数のペレットからなる。濃縮度増加ウラン燃料要素２１ａは、濃縮ウランを用いているが、濃縮度は、所定の燃焼度を確保するために必要な濃縮度、たとえば３．８ｗｔ％より大きな値の濃縮度を有する。
【００９６】
以上、濃縮度増加ウラン燃料集合体２０の構成については、濃縮度増加ウラン燃料棒２１および可燃性毒物入り燃料棒１２は１０×１０の格子状の配列で、ウォータロッド１３が２本の場合を示したが、これに限定されない。たとえば、８×８あるいは９×９の格子状の配列や、三角配列でもよい。また、たとえば、ウォータロッド１３が１本の場合であってもよい。
【００９７】
図１２は、第２の実施形態に係る使用済燃料の有害度低減方法の効果を示す初期Ｕ２３５の濃縮度の変化に対する１００年後の潜在的放射性毒性の変化の相対値を示すグラフである。横軸は、初期Ｕ２３５濃縮度、すなわち、炉心における燃焼の開始時点のＵ燃料におけるＵ２３５の濃縮度である。縦軸は、炉心での燃焼が終了した時点から１００年後における潜在的放射性毒性の相対値である。相対値は、一般的なＵ燃料の濃縮度として、３．８ｗｔ％を基準とした場合の相対値である。図１２に示されているように、初期Ｕ２３５の濃縮度が高いほど、潜在的放射性毒性は低減する傾向がある。
【００９８】
図１３は、第２の実施形態に係る使用済燃料の有害度低減方法を説明する燃焼度の変化に対する無限増倍率の変化を示すグラフである。横軸は、ウラン燃料および濃縮度増加ウラン燃料の燃焼度である。ウラン燃料集合体および濃縮度増加ウラン燃料集合体２０の達成するべき燃焼度は、取り出し平均燃焼度で４５ＧＷｄ／ｔとしている。この燃焼度に達するまでに、軽水炉は、第１サイクルから第３サイクルまでの３回の運転サイクルを経過し、３回目の運転サイクル終了時に、所定の燃焼度、この場合は４５ＧＷｄ／ｔの燃焼度を達成する。
【００９９】
なお、ウラン燃料集合体および濃縮度増加ウラン燃料集合体２０のいずれにおいても、可燃性毒物は、第１サイクルですべて燃焼する濃度で添加されている。
【０１００】
実線で示す折れ線は、Ｕ２３５の初期の濃縮度が一般的に多く用いられる３．８ｗｔ％の場合、破線で示す折れ線は、Ｕ２３５の初期の濃縮度が５．０ｗｔ％と濃縮度を増加させた場合を示す。
【０１０１】
この場合、運転の第１サイクルでは、可燃性毒物の燃焼により、燃焼度の増加とともに無限増倍率は増加する。第２サイクルおよび第３サイクルにおいては、燃料中の核分裂性核種の燃焼により無限増倍率は減少する。Ｕ２３５の初期の濃縮度が３．８ｗｔ％の場合には、第３サイクル終了とともに無限増倍率はほぼゼロとなる。一方、Ｕ２３５の初期の濃縮度が５．０ｗｔ％の場合の無限増倍率は、第３サイクル終了時点においての、初期の濃縮度が３．８ｗｔ％の場合の無限増倍率より大きくなり、その差Δｋ∞は約０．０７程度である。
【０１０２】
Ｕ２３５の初期の濃縮度を、余剰反応度の観点でみると、運転サイクル末期に確保する余剰反応度については、燃焼解析等による余剰反応度の解析と実機の誤差は０．３％Δｋ以下程度であり、設計解析では余剰反応度が少なくとも０．３％Δｋ程度以上は残るようにすることが有効である。したがって、所定の値を、０．３％Δｋより大きな値たとえば２％Δｋなどとすることが有効である。
【０１０３】
このように、運転サイクル長さと取り出し平均燃焼度を一定とした場合には、初期Ｕ２３５濃縮度が高いほど、運転サイクル終了時に取出燃料中に含まれるＵ２３５の濃度が高くなる。したがって、ステップＳ０４の再処理ステップにより回収される回収Ｕにおいては、第１の実施形態の場合に比べて、Ｕ２３５の濃度が高い。このため、次のリサイクルにおいて必要な燃焼度が得られるようなＭＯＸ燃料の製造にあたっては、補給すべき核分裂性核種の量を少なくすることが出る。この結果、ＭＯＸ燃料の製造に当たっては、第１の実施形態の場合に比べて、プルトニウムの富化度を低くすることができる。
【０１０４】
［その他の実施形態］
以上、本発明の実施形態を説明したが、実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。
【０１０５】
さらに、これらの実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。
【符号の説明】
【０１０６】
１…ＭＯＸ燃料炉心、２…ウラン燃料炉心、５…制御棒、１０…ＭＯＸ燃料集合体、１１…ＭＯＸ燃料棒、１１ａ…ＭＯＸ燃料要素、１１ｂ…被覆管、１２…可燃性毒物入り燃料棒、１２ａ…可燃性毒物入り燃料要素、１２ｂ…被覆管、１３…ウォータロッド、１５…チャンネルボックス、２０…濃縮度増加ウラン燃料集合体、２１…濃縮度増加ウラン燃料棒、２１ａ…濃縮度増加ウラン燃料要素、２１ｂ…被覆管
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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