6-5 次世代再処理つ、これらの課題を解決していくことを目指すものであ

1. はじめに現行の再処理技術であるPUREX法は、軽水炉で使用したる。すなわち、次世代再処理技術では、ウランとプルト使用済燃料からウランとプルトニウムを分離回収する手ニウムを取り出し、持続的にエネルギー源を確保すると段として、経済性も含めて最も優れた方法の一つである。

いう従来型再処理の目的だけでなく、高レベル放射性廃一方で、PUREX法の代替技術として次世代再処理法の開発棄物の処理処分にかかる負担を軽減することができる分が進められている。本稿では、次世代再処理技術がなぜ離機能を備えるということが求められる。

必要であるかを概説するとともに、開発中の次世代再処

また、ウランとプルトニウムを分離する際にも、プル理技術のいくつかを紹介する。なお、世界の様々な再処

トニウムを単離することのない、すなわち核拡散抵抗性理技術については、参考文献1)-3)を参照されたい。

が高いシステムであることが要求される。プルトニウムに必ずウランを同伴させる分離プロセスとして、現行のPUREX法を改良し還元剤の使用法で同伴を実現させる

2. 次世代再処理技術の必要性
次世代再処理技術の開発は、次世代型原子炉もしくはco-processing法や、PUREX法で用いる抽出剤のTBPをモノ次世代型原子力システムと一体で、つまり核燃料サイクアミドに置き換え、そのモノアミドの種類を変えてプルル全体で、その新技術導入の効果、影響等を考慮して、トニウムへのウラン同伴を制御するモノアミド法などが進められる必要がある。

開発されている。核拡散抵抗性の高い再処理技術の開発

次世代の原子力システムは第４世代と呼ばれており、は、わが国の原子力開発が平和利用のみを目的としてい高速炉が最も有力視されている。次世代の原子炉では、ることを諸外国に向けて顕示し、諸外国と協調しながら燃料の効率的な利用のために現在の軽水炉よりも燃料の原子力開発を進めるために、必要不可欠な要件である。

燃焼度が格段に高くできるようになる。このような高燃

もちろん、再処理技術はエネルギー産業の一貫である

焼度化は原子力利用の経済性をより高めるが、その一方ことから、前述のような要件を満足しながらも経済的にで使用済燃料に含まれる核分裂生成物や超ウラン元素の成り立たなければ意味を持たず、出来るだけ簡素化され比率が高くなるので、再処理工程にも影響が及ぶ。すな

た高い経済性を有する技術であることが要求される。

わち、使用済燃料の線量が高くなるので溶媒や抽出剤が放射線分解しやすくなる。また、抽出剤や放射線分解し4. 高レベル放射性廃棄物の処理・処分への貢献およびマた物質が核分裂生成物と化学的に結合し、溶媒相でも水イナーアクチノイドサイクル相でもない別の“第３相”を形成し、ウランやプルトニ原子力システムで発生する高レベル放射性廃棄物の量ウムの抽出を阻害することがある。さらには、これらのは、得られるエネルギー量からすると他のエネルギーシ現象が安全上の問題を引き起こす可能性さえある。これステムと比べてはるかに少ない。しかも発生する廃棄物らを解決する手段の一つは、溶媒や抽出剤の放射線分解を適切に管理することも原理的に可能であり、現状の再を低減するために、それらと放射性物質との接触時間を処理-ガラス固化-地層処分の方法でも安全に対処でき短くすることである。そのための抽出装置として遠心抽る。しかし、高レベル放射性廃棄物に含まれる長半減期出器が開発され、次世代再処理法の要素技術として採用核種によって放射性毒性が長期にわたり残存することにされる。この例のように、次世代再処理技術は、次世代対する危惧があることも事実である。この課題への対応の原子力システムの構築にとって必要な再処理技術とし策として、高レベル放射性廃棄物から長半減期の放射性て開発されるものである。

核種を取り除き、これらを半減期の短い核種に変換するという“核変換”の考え方がある。放射性毒性の視点か

3. 次世代再処理技術が具備すべきこと

らは、高レベル放射性廃棄物に含まれるマイナーアクチ原子力システムは、そのエネルギー密度の高さとそのノイド(以下、“MA”と略す。)を取り除くことにより、そことに起因する経済性の高さ、および二酸化炭素を放出の毒性を有する期間を数十万年以上から数百年程度にましないという環境への負荷に係る優位性から、将来的にで抑えることができるとされる。人類の歴史をみても数もエネルギー源として重要な役割を占めると考えられ百年オーダーは十分に管理可能な年数である。

る。しかし、放射性廃棄物の発生、核拡散の可能性など

また、MAは高速炉では燃料として使用することができから原子力システムをエネルギー源として利用することるので、次世代型原子力システムではMAは重要な燃料物に対する不安も現実に存在する。次世代再処理技術は、質であり、MAを分離して燃料として利用する方策は理に核燃料サイクルシステム全体の中で整合性を確保しつ適っている。このようにMAを利用する仕組みを「MAサイ（ 1 ）クル」と呼ぶ。MAサイクルは、放射性廃棄物から受ける料中に含まれ燃料として有効に利用できるウランやプル負担を時間的に低減させる効果を有するだけでなく、MAトニウムを取り出すことを目的とするように、もともとの崩壊熱に起因するガラス固化体の発熱を抑えることが有用元素の利用技術の側面を持つため前述のMAサイクルできるので、最終処分地の単位面積当たりに設置可能なもその延長線上で捉えることができる。放射性のセシウ固化体の数を増やすことにも繋がる。特に、次世代の原ムやストロンチウムの熱源や放射線源としての利用も有子力システムあるいは再処理が定常的に行われる際に用元素の利用である。

は、プルトニウムを有効に活用するようになるため、燃さらに踏み込んで、使用済燃料中に含まれる元素で産料として、ウランとプルトニウムを混合したMOX燃料が使業界でも有用なものが存在するので、それらを取り出し用される。MOX燃料ではアクチノイドの高次化が起き易くて役立てようという考え方がある。具体的には白金族元MAの発生量が増えるため、上述したようなMAを分離する素であるルテニウム、ロジウム、パラジウムの利用などことの効果はより顕著になる。

がある。使用済燃料中に含まれるルテニウムとロジウム

MAサイクルは、用いるMA含有燃料が高い放射線量を有には半減期の比較的短い放射性核種が含まれており、十し発熱量も大きいためプルトニウムを単離することが困分に放射能が減衰するまで数十年から百年弱ほど保管し難であることから、核拡散抵抗性が高いという利点を有たのち利用することが可能になるため、将来への備蓄とする。このような核兵器に転用されるおそれのあるプルして捉えることができる。パラジウムは長半減期の核種トニウムの単離を困難にすることによる核拡散抵抗性の（Pd-107）を含むため、利用できるようになるまで減衰向上策は、従来からとられてきた手段である。これに加を待つことは現実的ではない。その反面、長半減期であえてMA含有燃料では、照射後燃料中のプルトニウム同位るために放射能自体は強くないため、放射線がそれほど体組成が同燃料中のMA含有量により変化することに基づ気にならない場所などで触媒として利用することなどのく核拡散抵抗性の向上策も可能である。これは、MAサイ可能性がある。

クルで用いるMOX中のMAの種類と含有量を制御すること

使用済燃料中には放射能を持たない元素や半減期が極によりプルトニウムの同位体組成を制御できることを原めて短い核種の元素が多く含まれており、それらの中で理とするものである。これにより、たとえプルトニウム利用価値があるものは少なくない。経済性などを加味しが単離できたとしても核兵器への転用を困難とすることた判断が必要になるが、そのような元素を取り出すことが可能となるが、実際にこの方法でプルトニウム同位体は、放射性廃棄物の低減や処分場面積の低減に寄与する組成の制御が可能かについては今後の研究開発が必要でこともできる。それは単純に廃棄物の量を減らすことがある。

できるという利点だけでなく、ガラス固化体の健全性のなお、MA含有燃料がMAを含まないMOX燃料と比べて放射観点などからガラス中への添加量を制限されるいくつか線量や熱量が増し、燃料製造の困難さが増すことは上述の元素(白金族元素もその一つである)を事前に取り除く

したとおりであるが、このことは燃料製造コストが増すことができるので、ガラス固化体中に混合できる廃棄物という欠点であるとの指摘もあり、今後の開発課題であ量を増やすことができるようになるという利点にも繋がる。

る。

長半減期のMAだけでなくセシウムやストロンチウムも発熱の源となる核種であり、ガラス固化体中の含有量を6. 分離・核変換技術4,5)制限される。これらの核種を高レベル放射性廃棄物をガ

上記のような目的で元素を分離するに当たっては、元ラス固化する前にあらかじめ取り除く方策も、次世代の素をいくつかのグループに分けて分離することが要求さ再処理システムの提案に含まれている。取り出したセシれる。これらのグループ毎に分離することを“群分離”

ウムやストロンチウムは半減期がそれほど長くないのと呼ぶ。MAサイクルでは、分離したウラン、プルトニウで、ガラス固化体にすることなく、また地層処分するこム及びMAを燃料として利用し、また高速炉や専用の原子となく、より浅い地中に埋めることにより管理するいわ炉で別の核種に変換するが、これらの操作を併せて、“分ゆる“余裕深度処分”の考え方がある。余裕深度処分と離・核変換技術”と呼んでいる。有用元素の利用と併せは別に、セシウムやストロンチウムが発する熱の有効利て用いることによって、廃棄物からの負担を空間的にも用やセシウムが放出するγ線を有効利用するという積極時間的にも低減することができる。核変換技術との整合的な考え方もある。

性の視点から次世代再処理技術を議論する際には、原子炉なども含めて次世代原子力システム全体での議論が必

5. 原子炉内で作られる有用元素の利用要である。

次世代の再処理システムでさらに発展した考え方としては、使用済燃料中に含まれる有用元素を積極的に利用

7. 次世代再処理技術に望まれることしようとする提案がある。そもそも再処理は、使用済燃（ 2 ）ここで、次世代再処理技術についてまとめると、次世

代再処理技術とは次世代の原子力システムで用いられる

PUREX法の簡素化では、その前段にウランを粗取する晶析再処理技術であり、post-PUREX技術である。次世代再処工程を加えることにより、プルトニウムを単離すること

理技術では、次世代の原子力システムで発生する高燃焼なく、ウランと共に回収することを可能としている。ま

度燃料への対応と、現在の再処理技術を上回る経済性がた、抽出クロマトグラフィを用いたMA回収機能を設けて求められており、また、十分に高い核拡散抵抗性が要求いるのが特徴である。

される。さらに、MA分離技術については、将来に大きな課題を残さないようにするためにもできるだけ早期に実8.2 溶融塩電解法現すべきであると考えられる。一方、物質利用を含むさ乾式再処理技術は、PUREX法とは全く異なる原理の方法

らなる核種分離技術の導入については必ずしも早い段階である。乾式再処理では水や有機溶媒を用いないのが最で必須のものではなく、技術の進歩と経済性の兼ね合い大の特徴である。そのため、水や溶媒の放射線分解によから徐々に導入されるべきものとの考え方が主流である問題から解放されるため、高燃焼度燃料の再処理に向る。

いている。乾式再処理法の中で最も主要な方法が溶融塩電解法である。図2に溶融塩電解法の概念図を示す。塩化物塩の溶融槽中で電解による使用済燃料の溶解と電解還8. 開発が進められている次世代開発技術
開発中の次世代再処理技術の概要を紹介する。次世代元による固体電極でのウラン回収とカドミウム電極によ再処理技術は大きく二つに分類される。一つは、PUREXるウラン、プルトニウム、MAの回収を行なうものであり、法と同様に溶液を用いる湿式再処理と呼ばれるものであわが国を初め多くの国で研究が行われている。溶融塩電り、他の一つは溶液を用いないいわゆる乾式再処理と呼解法は当初、高速炉で利用される金属燃料の再処理技術ばれるものである。多くの開発中の次世代再処理技術のとして研究開発が始まったものであるが、現在では酸化6)

中から、湿式再処理技術であるNEXT法 、及び乾式再処物燃料への適用を含めて対象範囲が広がってきている。

理技術である溶融塩電解法7)を中心に説明する。

図１．NEXT法概念図
図２．溶融塩電解法の概念図
8.1 NEXT法
湿式再処理法では、主にPUREX法で培われた技術が基本として使われており、これに経済性向上のための簡素化や、抽出剤をより環境負荷の小さなものに変えるなどの改良に関する研究開発が進められている。わが国では、

8.3 次世代開発技術への期待
現在、開発あるいは研究が行われている次世代再処理

先 進 湿式 再 処理 シス テム とし て NEXT(New Extraction
System for TRU Recovery)法と呼ばれる技術が主要な研究開発の一つである。ここでは、前述したように経済性、核拡散抵抗性の向上が図られ、MAサイクルが取り入れられている。NEXT法の概念図を図1に示す。NEXT法は、PUREX法の簡素化を基本とし、化学工学的な改良を加えている。

技術は前述のもの以外にも多種多様に亘っており、興味のある方は以下に挙げた文献などを参照されたい。核変換や有用元素の利用を考えたときに必要な要件は厳しいものがあり、その上、再処理特有の要件を経済的に達成する必要がある。分離技術は日進月歩であるので、今後、（ 3 ）参考文献などに示された方法以外にも様々な技術が生み

5) OECD/NEA "Potential benefits and impacts of出されると思われるし、また、そのような革新的な分離

advanced nuclear fuel cycles with actinide

技術が生み出されることが期待されている。

partitioning and transmutation" (2011)
ISBN 978-92-64-99165-1．
6)「高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究 II 技術
検討書－(2)燃料サイクルシステム－」, JAEA-Research
2006-043(2006)．

参考文献

7) 電中研レビュー 第37号 (2000), 電中研「乾式リサイ
クル、金属燃料FBR研究」のあゆみ,第Ｉ部

1) OECD/NEA,"Spent nuclear fuel reprocessing

原子燃料サイクル技術．

flowsheet" NEA/NSC/WPFC/DOC(2012)15[http://www.oecd-nea.org/]．
2) OECD/NEA "National programmes in chemicalpartitioning", A

StatusReport(2011)

ISBN

978-92-64-99096-8 [http://www.oecd-nea.org/]．
3) G.R. Choppin, A. Morgenstern: "Radionuclide
separation in radioactive waste disposal" J.
Radioanal. Nucl. Chem. 243(2000)45.
4) 「分離変換サイクル」研究専門委員会：「分離変換技術の導入効果」、原子力学会誌, 48(2006)327.

（ 4 ）長岡技術科学大学 鈴木達也
（2014年1月14日）