加速器駆動核変換システム（ADS）

けようとしている。地層処分は核のゴミを長期間にわたり人間の生活環境から安全に隔離できる
最適な方法とされているが、何万年も続く核のゴミの毒性について、全く安全であると言い切るこ1. はじめに
現在、加速器は、素粒子・原子核物理や物質・とはできない。
2 つめの問題は、核のゴミ問題が原子力利用の生命科学といった基礎科学研究から、医療、加工、分析といった産業応用まで、幅広い分野で利用さ妨げになっている点である。核のゴミの最終処分れている。将来の産業応用の有力候補の 1 つと考ン」と呼ばれ、原子力エネルギーの利用についてえられているのが、大強度加速器を使って核のゴ

国民の理解がなかなか得られない。さらに平成 23

ミを減らす「加速器駆動核変換システム」である。

年の東京電力福島第一原子力発電所事故も相ま英 語 で は Accelerator Driven Nuclear Trans-って、原子力発電所の再稼働が進まない。この結mutation System であり、略して ADS と呼ばれる。

果、2016 年の統計では、発電電力量のうち 8 割

原子力発電所を運転すると、使用済み核燃料が存し、発電に伴い二酸化炭素が多量に排出され、発生する（Fig. 1）。これを再処理し、資源として地球温暖化の一因になっている。また、太陽光等再利用するウラン（U）とプルトニウム（Pu）取り除いたものが高レベル放射性廃棄物（HLW）で、のコスト高な再生可能エネルギーの増加により電気料金が上昇し、各家庭の家計を圧迫するとと核のゴミの主成分である。国の方針では、HLW はもに、日本の産業界の国際競争力を低下させていガラス固化体として安定な形態に固化し、30 年間る。

が定まらないため、原発は「トイレ無きマンショ

以上を化石燃料（天然ガス、石炭、石油等）に依から 50 年間程度冷却のために貯蔵を行った後、この厄介な核のゴミ問題の解決に貢献可能な

深さ 300 m 以上の深地層中に処分するとされて有力な手段が、『分離変換技術』[1]である。分離変いる。しかしながら、我が国では地層処分場の候

換技術とは、HLW に含まれる放射性核種を、そ補地選定が進んでいない。

の半減期や利用目的に応じて分離する（群分離技術）とともに、長寿命核種を短寿命核種あるいは

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非放射性核種に変換する（核変換技術）技術である。核種の変換には高速炉を使う方法と加速器をups
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使う方法があるが、そのうち加速器を利用する核V`l [7wr6"('l xMmZ{vll jvnkl zxFUm*~vl
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Fig. 1 高レベル放射性廃棄物問題と分離変換技術

核のゴミに起因し、大きく 2 つの問題があると考えられる。1 つ目の問題は、世代間の不公平である。我々現役世代は、原子力のエネルギーという利益だけを享受し、廃棄物を将来世代に押しつ

種変換のシステムが ADS である。
分離変換技術の開発により、将来 HLW を減らすことができれば、世代間の不公平の解決にまでは至らぬものの、不公平を少しでも軽減するための技術を手に入れることができる。また、原子力への理解が深まることにより原子力エネルギーの利用が進めば、低炭素社会とエネルギーの安定供給に貢献することができる。
本稿では、分離変換技術、その中でも特に ADSについて解説する。

2. 分離変換技術

る影響がβ線やγ線より大きいことから、単位放2.1. 使用済燃料中の主な長寿命放射性核種

射能あたりの線量が 100〜250 µSv/kBq と大きく、LLFP よりも毒性が高いことが分かる。

典型的な原子炉の新燃料（ 235U 4.5%、 238U
95.5%）1 トンを燃焼して生成する使用済み燃料中の、主な長寿命放射性核種を Fig. 2 に示す。12.2. 分離変換技術の概要

多くの自治体では、家庭で発生するゴミを燃えトン中、約 940 kg は U のままであり、Pu が約

るゴミ、燃えないゴミ、資源ゴミのように、その10 kg（重量比 1%）生成する。これら 2 元素は、
再処理の過程で取り出され、燃料として再利用さ

特性や処分方法に応じて分別している。HLW についても同様に分別する。

れる。この残りが HLW である。HLW 中の核種分離変換の概要を Fig. 3 に示す。HLW は、Uは、マイナーアクチノイド（Minor Actinoids,MA）と核分裂生成物（Fission Products, FP）にと Pu 以外の多種多様な元素が含まれた混合物である。分離変換の第 1 段階『群分離』の工程では、大別される。

HLW 中の元素を大きく 4 つの群（MA 群、Tc-白Fig. 2

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金群、Sr-Cs 群、その他の元素群）に分類する。

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MA: +1kg, 0.1%

Fig. 2 使用済燃料中の主な長寿命核種

放射性毒性が高く半減期が長い MA は、1 つの群として分離する。残る 3 群は FP である。Tc-白金群にはガラス固化に悪影響を与える元素が含まれるとともに、価値の高い金属の有効利用も考えられることから、1 つの群として分離する。半減期が約 30 年のストロンチウム 90（90Sr）とセシ
ウム 137（137Cs）は発熱量が非常に高いため、SrCs 群として分離、安定化・固化して別途管理することにより他の群の発熱量を減らし、また熱源や放射線源として利用する。残りがその他の元素群であり、高密度ガラス固化体として地層処分す

MA は、原子炉内で U から出発して中性子の吸収とベータ崩壊を繰り返しながら、U（原子番号る。
Fig. 3&#+4tF%t,@92）→Np（93）→Pu（94）→Am（95）→Cm（96）&#-#82CH
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のように原子番号が大きくなったもののうち、Uと Pu 以外の元素である。長寿命の MA には、ネ

Pu の約 1/10 である。FP は、U や Pu 等が核分裂することにより生成し、総量は 50 kg 近くである。
このうち長寿命な FP は特に LLFP（Long Lived

J

（241Am、243Am）、キュリウム 244（244Cm）がある。MA の総量は約 1 kg（重量比 0.1%）であり、

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21

Fission Products）と呼ばれ、主なものは Fig. 2

Fig. 3 分離変換の概要に示すとおりであり、その総量は約 5 kg（重量比0.5%）である。

Fig. 3 では 2 重の円の大きさにより再処理直後

Fig. 2 には、これらの核種を人体に摂取した場
合の単位放射能あたりの線量を示している。
Pu や
MA の多くはα崩壊し、α線は体内被ばくに対す及び 1,000 年後の放射能を示している。再処理直後では FP の 3 群の放射能が大きいが、1,000 年
後には大きく減衰する。一方、MA 群の放射能はなかなか減衰せず、1,000 年後の放射能の約 99％を占める。このように、MA 群は人体に摂取した
場合の毒性が高いとともに、長寿命のため放射能の減衰が遅いことから、核変換が最も有効な群であると言える。
Fig. 4

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分離変換の効果を Fig. 5 に示す。図の左側は、地層処分に必要な面積である。使用済燃料を直接埋めた場合に必要な面積を 190（相対値）とした
場合、現行方針に基づき核燃料の再処理により Uと Pu を取り除き、HLW として埋めるのに必要

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2.3. 分離変換の効果

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な面積は 100 となる。ADS 分離変換を導入した
場合、面積は 30 に減る。さらに地上において数
百年間長期貯蔵すると、半減期約 30 年の 90Sr と137Cs

が大きく減衰し、発熱の減少によりガラス固化体を密に埋めることができるため、必要な面積は1 にまで低減する。
Fig. 5

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Fig. 4 ADS による核変換と取扱量

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190の工程である。ここでは、ADS で MA を核変換する場合について述べる。Fig. 4 に示すとおり、再処理工場（六ヶ所の再処理工場を想定）で年間800 トンの使用済燃料を再処理すると、FP と MA合わせて 40 トンが HLW として排出される。これを群分離し、年間 1 トンの MA が抽出される。
まず、この MA を原子炉に装荷できるように、燃料製造プロセスにて核変換専用燃料に加工する。
加工された燃料は ADS の未臨界炉心に装荷され、ADS を運転することにより MA を核変換させる。
ただし、装荷した MA 全てが核変換するわけではなく、年間の核変換量は装荷量の約 10%に留まる
ことから、運転後の使用済燃料にはまだ多くのMA が含まれている。そこで使用済燃料を燃料処
理プロセスに移し、MA を回収し、再度核変換専
用燃料に加工する。このように、MA の核変換を行うには、通常の原子炉の使用済み燃料から U とPu を取り出して再利用する主の核燃料サイクルとは別に、核変換専用のサイクルを設ける必要がある。Fig. 4 に示すとおり、主の核燃料サイクル
では年間 800 トンの燃料を取り扱う一方、核変換専用サイクルは年間 8 トンで済むことから、核変
換専用サイクルは主のサイクルの約 1/100 と、コ
ンパクトなものである。

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群分離の次は、分離変換の第 2 段階『核変換』he S

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Fig. 5 分離変換の効果

一方、Fig. 5 右側は分離変換の効果を時間スケールでみたものである。放射性毒性の総量が元々の原料ウランの毒性を下回るのに必要な時間でみた場合、使用済核燃料を直接埋める場合には 10万年を要する。再処理後の HLW を埋める場合には 5 千年にまで低減する。さらに ADS 分離変換を導入すれば、300 年にまで短くなる。300 年といっても、我々人間の時間スケールから考えると非常に長い時間であることに変わりはない。しかしながら、白川郷の民家のように 300 年前の構造物であっても適切に管理すれば十分に使用可能であるし、万年オーダーと比べると格段に短く、世代間の不公平の軽減に貢献していると言える。
このように、将来、分離変換技術が実用化されれば、地層処分に必要な面積を小さくでき、HLWの放射性毒性が低減する時間を大幅に短くでき、さらに白金族のような一部の放射性廃棄物を資源化できる可能性があるなど、大きな効果が期待の場合、中性子を 1 個捕獲して 130I になり、これできる。

が半減期 12 時間でβ崩壊して安定な 130Xe になる。

2.4. MA と LLFP の核変換

以上述べたように、MA では核分裂の連鎖反応

放射性核種を核変換するためには、原子核に何により中性子 1 個で多くの核種を核変換できる一らかの粒子を当て、何らかの核反応を起こせば良方、LLFP では中性子 1 個で 1 個の核種しか核変い。実際には、中性子を放射性核種に当て、核分換できない。このため、LLFP の核変換には MA

裂反応あるいは中性子捕獲反応を起こす方法がと比べかなり多くの中性子を必要とし、これはより大規模な核変換のためのシステム、加速器であ有力である（Fig.
6）
。
Fig. 6
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ればより大強度のものが必要であることを意味

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で放射能の減衰が遅いことから、まず核変換すべ
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(T1/2=21+)

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Np-237
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Pu-238(T1/2=2)(T1/2=88)β%*する。このように、MA は効率よく核変換可能であると同時に、人体摂取時の毒性が高く、長寿命

& 8 ! AHJ D
Xe-130

I-130

( )

(T1/2=12+)

30.12

β%Fig. 6 核変換に利用する核反応

MA ではどちらの反応も起こり得るが、核分裂反応を利用するのが効果的である。Fig. 6 上段に示すとおり、
例えば 237Np に中性子を当てた場合、核分裂反応を起こして FP が生成する。FP には図示した以外にも様々な核種が生成し、場合によっては LLFP が生成してしまう場合もあるが、大部分は安定核種や短寿命核種であるため、総量としては長寿命の放射性核種は大きく減少する。核分裂反応が効果的であるのは、反応に伴い核分裂
中性子が発生し、この中性子が再び近くの MA を核分裂させる、いわゆる連鎖反応が起こるためである。最初に核分裂反応を起こす中性子が 1 個あれば、その後の連鎖反応により多数の MA を核変換させることができる。
Fig. 6 中段に示すように、MA の中性子捕獲反応を利用した核変換も考えられるが、中性子 1 個
で 1 個の MA しか核変換できず、また図示した
237Np の例のように反応後も半減期 88 年の 238Puに変わるだけで有効ではない場合が多い。
一方、LLFP は核分裂せず、Fig. 6 下段に示すとおり中性子を捕獲させれば核変換できる。129I

きは MA であると言える。
2.5. 熱中性子炉心と高速中性子炉心

核分裂の連鎖反応により MA を核変換するには、原子炉が必要となる。原子炉には、核分裂反応により生成した 1 MeV 程度のエネルギーを持
つ核分裂中性子を、meV オーダーのエネルギーを持つ熱中性子に減速して次の核分裂反応を引き起こす熱中性子炉心と、核分裂中性子のエネルギーをできるだけ落とさずに次の核分裂反応を引き起こす高速中性子炉心（以下、高速炉心）がある。
Fig. 7 は 235U と代表的な MA である 241Am の核反応断面積[2]である。235U や 239Pu、241Pu は、
熱中性子エネルギーで核分裂反応断面積が大きく、捕獲反応断面積を上回っているため、熱中性
子炉心によって効率的に核分裂反応を起こすことができる。このため、現在の原子炉は、中性子を減速しやすい水素を含む水で原子炉を冷やす
軽水炉が主流である。
一方 241Am 等の MA は、熱中性子エネルギーで核分裂反応断面積が小さく、捕獲反応断面積がこれを大きく上回っているため、熱中性子ではほとんど核分裂反応が起こらない。一方、1 MeV 程度の高速中性子のエネルギー領域では核分裂反応
断面積が捕獲反応断面積を上回っている。従って、MA を効率的に核変換するためには、高速炉心が必要となる。

Fig. 6

3-15,./2-06"!7'

&( &)*' +%*'$#MA を燃料の 5%しか含めることができず、十分




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v 
241Am(n, γ)242Am→ 242Am(n, γ)243Am

241Am: 433
243Am: 7,370

な量の MA を核変換するためには数十基の商用高速炉が必要となる。

v 
241Am(n, fission)→
4 

ADS による核変換は、大強度加速器の開発やADS に特化した燃料製造・再処理技術の開発など

Fig. 6(a)

3-15,./2-06"!7'

研究開発課題が数多く存在する。一方で、未臨界

炉心であるため炉心の制御性を心配する必要が

&( &)*' +%*'$#

17

なく、MA を燃料中に高濃度で含めることが可能
で、数少ない基数の ADS で多くの MA を核変換



v 
241Am(n, γ)242Am→ 242Am(n, γ)243Am

241Am: 433
243Am: 7,370

することが可能である。また、加速器を停止させ

れば核分裂連鎖反応もすぐに終息するため、高速炉に比べより高い安全性を有する。







v 
241Am(n, fission)→
4 

(b)Fig. 7 核反応断面積[2] (a)235U と(b)241Am

2.6. 高速炉と ADS

高速炉心で MA を核変換するには、高速増殖原型炉“もんじゅ”のように、臨界状態の高速炉心を用いる高速炉が考えられる。臨界状態とは、核分裂連鎖反応が一定の割合で継続する状態で、何もしなくても原子炉は一定の出力を維持し、MAは一定の割合で核変換し続ける。なお、実際に多くの MA を核変換するためには、“もんじゅ”よりも高出力の商用高速炉が多数基必要である。
もう１つの方法が、未臨界状態の高速炉心と加速器を結合させた ADS である。未臨界炉心では、何もしないと核分裂連鎖反応が時間の経過とともに減っていき、反応は終息する。そこで、加速

このように、高速炉と ADS ではそれぞれ長所

短所がある。現時点において、どちらか一方の実用化が見通せているわけではなく、また将来にお16
ける分離変換技術の幅広い選択肢を確保する必要があることから、当面は両概念について並行して研究開発を進めていく必要がある。

3. ADS による MA の核変換
3.1. 大強度加速器の実力

ここで、現実的な量の MA 核変換という達成目
標に対し、現在の大強度加速器がどれほどの実力を有するのかを試算してみる。
国内、また国際的にも最高レベルの出力を有す
る J-PARC の場合、最大出力 P は 1 [MW]である。このとき、3 GeV シンクロトロン RCS で加速されるエネルギーE が 3 [GeV]の陽子ビームの単位時間あたりの陽子数 N は、e を素電荷（1 [eV]
あたりのエネルギー [J]）として、

𝑁 = 𝑃⁄𝐸𝑒(3-1)

器で加速した陽子等のビームを炉心に入射してであり、計算すると𝑁 = 2.08×1015 [protons/s]と中性子を発生させることで、中性子を外部から炉心に供給し、一定の出力を維持することにより一なる。1 年間休み無く連続で運転した場合、𝑁 =定の割合で MA を核変換するものである。

れらを活用して MA を核変換できるというメリッ個であるから、1 年間連続運転したとしても陽子数は 0.1 mol にしかならない。全ての陽子に電子を与えて水素原子とし、さらに酸化して H2O にすると、たったの 0.05 mol、1 g、1 cm3 の水にしトがある。一方で、燃料に MA を高濃度で含めると臨界炉心の制御性が悪化するため、最大でもかならない。
一方で、我々が対処しなければならない MA は、

高速炉による核変換は、これまでの研究実績が
ADS より豊富であり、高速炉が実用化されればそ6.57×1022 [protons/y]となる。1 mol は 6.02×1023

通常の原子炉 1 基あたり年間約 25 kg、100 mol

発生する。国内で原子炉が 40 基稼働していると数 30 を何か他の効果に期待しなければならない。

仮定すると、年間 1 トン、4,000 mol の MA が発生する。陽子数 0.1 mol と MA 量 4,000 mol で

例えばこれを加速器の大強度化で補うとすれば、は、4 万倍の開きがある。このように、現在の大要となる。

強度加速器といえども、核変換が対象とする圧倒的な物量の前では実力不足であり、更なる大強度加速器の開発や、何らかの増倍効果に期待しなけ

30 MW の 30 倍で約 1 GW クラスの加速器が必

3.2. ADS の設計例

Fig. 8 に日本原子力研究開発機構（JAEA）がでは、ADS による現実的な量の MA 核変換は概念設計を行った ADS の一例[3]を示す。超伝導加速器（線形加速器 Linac）により、エネルギー

非現実的かというと、そうではない。先ほどの評

1.5 GeV、最大出力 30 MW の陽子ビームを加速価では考慮しなかったが、高エネルギー陽子を標する。エネルギーとして 1.5 GeV を選んだのは、的に入射すると、核破砕反応により多数の中性子

単位出力あたりの中性子発生効率が高いためでが発生する。重金属標的に GeV オーダーの陽子あり、30 MW は前節の議論のとおり現実的な量を入射する場合、エネルギー40〜50 MeV で 1 個の MA 核変換に必要なためである。未臨界炉心のの中性子が発生するため、3 GeV の陽子では 1 個中心部まで挿入した真空ダクトを通して、陽子ビ

あたり 70 個程度の中性子が発生する。未臨界炉

ームを炉心に入射する。未臨界炉心はタンク型

心の核分裂連鎖反応を利用して MA を核変換させるため、連鎖反応による中性子増倍効果が期待でで、その中心部には MA を含む核燃料が配置されき、炉心の設計にもよるが 30 倍程度の増倍が得

主循環ポンプ等が設置されている。

ればならない。

られる。さらに、加速器の最大出力を 30 MW に引き上げる。これは J-PARC の 30 倍という大きな出力であるが、J-PARC ではパルスビームであるところ、ADS ではより大強度ビームの加速が容易な CW（連続）ビームで良いので、達成可能なており、その周囲には発電のための蒸気発生器やFig. 8

AH

POO[^
Al9G

PSO[^
G :lGのもあるため上述の手計算どおりにはいかないが、次節で述べる設計例の ADS [3]に対する詳細な評価では、ADS 4 基により原子炉 40 基分の年
間 1 トンの MA 核変換が可能とされている。

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&76zw|~KDyyUJZWYL%<2/!gi&=iBEq1

Fig. 9[Vsrv{sADSi.(Accelerator Driven System) Aq'mpkBEj'

c &i$>iCf,ed[V*iIe-#f1;c Pg@(+POi[Vq&"d\`MWaj 4h)

JAEA  ADS

 

• 陽子ビーム : 1.5GeV ~30MW• 核破砕ターゲット : Pb-Bi• 冷却材 : Pb-Bi• 実効増倍率 : keff = 0.97
• 熱出力 : 800MWt• 初装荷MA量 : 2.5t
• 燃料組成 :(MA+Pu)窒化物 + ZrN

強度化を組み合わせることにより、現実的な量の• 600 EFPD , 1バッチ

る中性子の増倍効果に期待できず、増倍効果の係&76zw|~
Dyy&= 
&85&8&76 

• 核変換率 :連鎖反応が起こらないことから、未臨界炉心によTOO[^&=tu

3G QSO[^

このように、核破砕反応による多量の中性子発
生、未臨界炉心による中性子の増倍、加速器の大MA 核変換が可能である。
なお、MA ではなく LLFP の場合には核分裂のF
[_bNRO[^

VX]hno&"i0

開きを克服できる。実際には、ADS 施設の稼働率を考慮したり、生まれた中性子の全てが MA 核変換に使われるわけではなく無駄に消費されるも

ADS

?F A

技術レベルと考えられる。
以上の 3 つの数字を掛け合わせると、
70×30×30 で 6.3 万となり、先に述べた 4 万倍の&"xy}

Zone-1 : Pu/HM = 30.0%
Zone-2 : Pu/HM = 48.5%
10%MA / 年 (10基分の軽水炉相当)

Fig. 8 JAEA による ADS 設計の一例

タンク内は液体金属である鉛ビスマス共晶合

同じ値である。生み出された熱は蒸気発生器で水金（Lead-Bismuth Eutectic, LBE）で満たされており、核燃料や各種機器は LBE 中に置かれてい蒸気に変換され、タービンを駆動させることにより発電し、270 MW の電力を得る。このうち 100

る。LBE は鉛 44.5 wt%、ビスマス 55.5 wt%の合

MW は自身の加速器の運転に消費し、残りの 170金であり、融点 125℃で常温では固体のため、昇温して液体状態で使用する。LBE は陽子ビームをMW は電力網に売電する。従って、この ADS では MA を核変換すると同時にエネルギーも生産す

受けて中性子を発生する標的材として、また炉心ることができる。

の発熱を除去する冷却材として使用する。Fig. 9

炉心に装荷する MA 量は 2.5 トンである。1 バに標的材料の比較を示す。標的としてタングステ

ッチ 600 日（Effective Full Power Days, EFPD,

ン等の固体標的の使用も考えられるが、固体では

約 2 年相当）の運転を行い、年間 10%、つまり 250

30 MW の大強度陽子ビームによる極めて高い発

kg の MA を核変換可能である。これは軽水炉 10

熱を除去することが困難である。液体金属として基から年間に発生する MA 量に相当する。

はナトリウムや水銀も考えられる。LBE は重金属であるため中性子収率（入射陽子あたりの発生中性子数）が多い、沸点（1,670℃）が高く原子炉の高密度な発熱除去に適している、化学的に不活性

4. 分離変換技術の開発課題
4.1. 概要

ADS による分離変換技術の開発はまだ始まっ（ナトリウムのように水と反応しない）、中性子の吸収が小さい等の優れた性質を有するために選たばかりであり、実用化に向けては数多くの分野択されている。LBE の技術的な課題としては、で研究開発を進める必要がある。まず、HLW の209Bi が中性子を吸収して 210Bi となり、これがβ群分離と、MA 燃料製造や使用済燃料の再処理をのα崩壊核種であることから、取扱いに注意を要行う核変換専用サイクルの開発がある。特に、MAは当然のことながら放射性物質であって多くのする点である。また、鋼材に対する腐食性を有す

放射線と熱を発生することから、全てのプロセス

るため、その抑制のための対策を講じる必要があを遠隔操作で行 わなければ ならない。例 えば
244Cm（半減期 18 年）の場合、1 g あたり 2.8 W

崩壊して 210Po が生成し、210Po は半減期 138 日る。

の発熱があり、毎秒約 107 個の中性子と 109 個のγ線が放出される。
通常の原子炉と違い、ADS 用未臨界炉心では炉心に陽子ビームを入射させる、またこれまで原子炉では使用経験のない MA を多量に炉心に装荷するという 2 点が特徴的である。従って、陽子ビー
ムで駆動する未臨界炉心はどのような振る舞いを示すのか、また MA を含む炉心の核設計はどの程度の精度を有しどのような特徴があるのかに
Fig. 9 標的材料の比較

Fig. 8 に戻り、未臨界炉心の中性子の実効増倍率（keff, 1.00 の時に臨界）は 0.97 に設定されている。核分裂連鎖反応による増倍効果により、30
MW のビーム出力は増倍され、炉心の熱出力は800 MW となり、これはちょうど“もんじゅ”とついて、調べる必要がある。
これらの課題は非常にチャレンジングで魅力的な研究開発テーマである。これに加え、ADS 開発の主な研究開発課題として、大強度加速器施設を支える技術の両輪である ADS 用加速器と大強度標的技術の開発がある。以下、この 2 つの技術開発について詳しく述べる。

4.2. ADS 用加速器

ADS 用加速器としては、効率良く大強度の陽子しい条件を課している。このような高い信頼性を達成するために、個々の要素機器の信頼性を上げビームを加速できることから、超伝導 Linac が最るとともに、加速器の一部を 2 重化してトリップ

有力候補である。ADS 用加速器には、その他の分頻度を低減させる検討が行われている[6]。

野で使われる加速器との比較において、4 つの大4.2.3. 出力制御

きな性能が要求される。

3 つめの要求性能は、起動時に約 10 時間をか
4.2.1. 大出力

けてビーム出力を徐々に上昇させる技術である。

1 つめの要求性能は、これまでにも述べてきた

J-PARC も含め既存の加速器では、停止状態からとおり、30 MW クラスの大出力である。加速エネ
ルギーが 1.5 GeV のとき、ビーム電流は 20 mA

最大出力まで一瞬で出力を上昇させるのが通例となる。現時点において、この性能を達成した加ームを受ける標的等に問題は生じない。しかしで、これでも出力がさほど大きくないことからビADS では熱出力が大きいため、出力上昇時の炉の速器は存在していない。筆者は加速器の専門家ではないが、この仕様に近い加速器の開発が現在世

構造材料の熱応力を小さく保つために、約 10 時

界のいくつかの国で精力的に行われていること

間をかけて停止状態から最大値にまで出力を上から、将来達成可能な性能に思える。このクラス

昇する[7]。大強度加速器では、電流値に依存するの出力になると、困難は加速器よりもむしろ、ビ空間電荷効果等により運転パラメータの調整がームを受ける標的であろう。

必要であることから、ピーク電流値をゼロから最大値まで徐々に上昇させることは難しい。そこ

4.2.2. 高信頼性
2 つめの要求性能は、高い信頼性である。既存の加速器では、1 日に何度もトリップすることがある。粒子を計数して統計精度を上げるような実験に加速器を使うのであれば、運転が停止している時間の割合だけ計数が減るだけの影響で済む
が、ADS ではより大きな影響がある。ビームトリ

で、イオン源は常に最大電流で運転を行い、その下流でビームをチョップし、ビームを下流に流す時間を制御することにより、時間平均の電流値を制御する方法が考えられる。これを行うためのチ
ョッパーの開発が必要である。
4.2.4. 高効率

ップが起こると、未臨界炉心の核分裂反応は終息

最後の要求性能は、高い加速効率である。Fig.

するため、800 MW の熱源が瞬時に失われ、炉の構造材料は 100℃オーダーで温度が下がり、ビー

8 上の図では、100 MW の電力が加速器に給電さムが復帰するとまた元の運転温度に戻る。これにより、炉の構造材料は熱サイクルによる疲労の影
響を受ける。このため、約 10 秒以上のビームト
リップの回数が制限される。また、ビームトリッ
プが 5 分以上になると発電のためのタービン等、
全システムを一旦停止する必要が生じる。停止後の再起動には約 10 時間が必要とされているため、
5 分以上のビームトリップは ADS の稼働率に大きな悪影響を及ぼす。
ベルギーで進行中の ADS 照れ、30 MW 出力のビームを加速していることから、加速効率 30%を仮定している。超伝導加速器の開発等により、この高い加速効率を達成する必要がある。仮に加速効率が 3%である場合、ADSの運転には原子力発電所 1 基分に相当する 1 GWの電力が必要となってしまう。
4.3. 大強度標的技術

大強度ビームを受ける標的の課題として、ビー射炉計画 MYRRHA[4, 5]（ビーム出力 2.4 MW、

ム入射による発熱を如何に適切に除去するかが大きな課題である。出力 30 MW というと、一般

熱出力最大 100 MW）では、3 秒以上のビームト
リップを 3 ヶ月間で 10 回以下という、非常に厳分であることから、発熱量の大きさが分かる。

家庭で冬に使う 1 kW 程度の電気ヒーター3 万個

ADS では、鉛ビスマス共晶合金（LBE）という液照射量が十分ではない、照射温度が低い、流動体金属を使用することにより、除熱の問題を解決している。

LBE 環境ではないなど、Fig. 10 に示した実用
ADS 環境を模擬できておらず、将来、実用 ADS

除熱以外で ADS における大強度標的技術の課

環境をより良く模擬した照射実験が必要であり、題としては、大強度の陽子ビームに起因する課題と、LBE 取扱いに係る課題がある。前者は大強度加速器全般に共通する課題であり、後者は ADS 特

そのための加速器施設も必要となる。
4.3.2. LBE による腐食とその抑制有の課題である。以下、これら課題やその解決策

LBE は、400〜450℃以上の高温において、鋼等について述べる。参考文献[8]にもこれら課題に材に対する腐食性を有する。特に、ニッケルはついて詳しい記述があるので、参照されたい。

LBE への溶解度が大きいため、ニッケルを含む
SUS316 等のオーステナイト鋼は ADS の高温環

4.3.1. 放射線損傷

境では使用できない。このため、ADS ではフェラ

Fig. 10 に示すように、ADS では LBE を満た

イト／マルテンサイト鋼である T91 等の材料のした炉心の中心部まで陽子ビームを輸送するため、真空ダクトを LBE 中に挿入している。ダク使用が想定されている。
LBE 中の酸素濃度を適切な範囲（10-5 〜10-7

トの最下端は試験管のような形状をしており、そwt%）に制御すれば、鋼材表面に薄い酸化皮膜がの底の部分を陽子ビームが通過する。この部分を形成されることにより、LBE による腐食を抑制す

陽子ビーム窓と呼び、加速器側真空と LBE 領域

ることができる（Fig. 11）。LBE 中の酸素濃度がを隔離している厚さ数 mm、皮一枚の金属板であ高いと固体である PbO が生成してしまい、またる。この陽子ビーム窓は、大強度の陽子ビームと酸素濃度が低いと酸化皮膜がなくなり鋼材の構ともに、LBE 中で発生した中性子、また MA 等

成元素が LBE 中に溶け出す。この他、LBE の流の核分裂により発生した中性子に曝され、強い放れやシステム内の温度差なども腐食挙動に関係

射線損傷を受ける。これにより、材料が脆化・硬化したり、核反応により材料中に生成する水素やがあり、LBE 中の腐食に関する様々な試験が行わ

ヘリウムガスにより材料が膨張する（スエリン

腐食試験用の LBE ループを示す。これらの LBE

グ）。

ループを使用し、LBE 中の酸素濃度を測定するセンサの開発や、LBE 中の酸素濃度を制御する技術の開発も行われている。

8.0j67
aih<qyt.0=d;qoso=j h }れている。Fig. 12 に、一例として JAEA の材料.0?kpvly<qyt\<qyt1]<qyt1;qoso
V5>[#>)V)4x/[okuwn[)muyr$;qosoc&baib(-+,KLM*W ): GEOQNAY ?%HHEU
X ;qoso" zGPDR{ Z 92' FECH~FECITSB

AOQNJ@):ec[|^bg[3!_f` aib

適切な酸素濃度の範囲

Fig. 10 陽子ビーム窓がおかれる過酷な環境

照射によって材料の特性がどのように変化す
るのか、スイスの Paul Scherrer Institute にある加速器中性子源施設等により、実際に各種材料に
陽子ビームを照射して調べる実験が行われている[9]。ただし、世界の既存の加速器照射施設では、

Fig. 11 適切な酸素濃度（Co）の範囲

心の構成機器は、基本的に遠隔操作により保守管理を行う必要がある。
4.4. J-PARC における研究計画

J-PARC では、プロジェクト開始当初から、第Ⅱ期計画として核変換実験施設の建設を目指してきた。具体的には、Linac で加速された 400
MeV、250 kW の大強度陽子ビームを利用し、流動 LBE 環境下で ADS の候補構造材料の照射を行い、材料に対する照射・腐食の効果を調べる
Fig. 12 JAEA の材料腐食試験 LBE ループ“ADS ターゲット試験施設（TEF-T）”[8]と、MA
燃料を装荷した未臨界炉心に陽子ビームを導入

OLLOCHI

して ADS 未臨界炉心の特性を調べる “核変換物

4.3.3. LBE 中の核反応生成物挙動
LBE 中では、核反応により様々な元素、あるい理実験施設（TEF-P）”[10]である。
2008 年に J-PARC の運転が始まってから既に10 年が経過し、その間、ADS 核変換技術の研究

は放射性核種が生成する。3.3 節で述べたポロニ

開発も進展した。J-PARC では、核変換研究目的に利用可能な陽子ビームが直ぐ手元にあること

ウム（原子番号 84）はその 1 つである。また、放から、今後とも J-PARC の陽子ビームを利用した

射性の鉛（同 82）やビスマス（同 83）が生成する。さらに、陽子ビームエネルギーが 1.5 GeV と高いことから多種多様な核反応が起こり、原子番

核変換研究のための実験施設として望ましい姿
を臨機応変に見直しつつ、ADS 核変換の研究開発が進められる予定である。

号 1 の水素から 81 のタリウムまで、LBE よりも軽い全ての元素が生成する。生成する原子核の多くは安定核であるが、一部は放射性核種である。
これらの元素は LBE 中で様々な物理化学形態
をとり、その形態によって LBE 中での挙動も異5. さいごに加速器駆動核変換システム ADS は、原子力発電所の運転に伴い発生する“核のゴミ”を燃やし、なってくる。生成した放射性核種が ADS プラン

その有害度を低減するとともに減容することができる技術であり、我々人類にとって極めて価値トの中でどのように振る舞うかは、揮発性の放射性核種がどのような状態でどの程度の量が排出の高い技術であると言える。加速器の産業応用とされるか、また放射性核種が付着した機器の保守して我々の社会に直接的に貢献することができる、有望なテーマである。

作業計画を策定する機会等で必要となる。このよ

しかしながら、4 章で述べたとおり ADS によ

うに、核反応生成物挙動は ADS の安全な運転や保守と深く関わるため、その挙動をよく知ることは実際の ADS の設計において極めて重要である。
4.3.4. 放射化と遠隔操作
ADS のビーム窓等、大強度標的を構成する材料
は、ビーム照射により激しく放射化する。1 MWに満たないビーム出力で照射された J-PARC の標的でも既に、照射済み標的周りでは 1 Sv/h を優に超える線量となっている。従って、ADS 未臨界炉

る分離変換技術の開発はまだ始まったばかりであり、ADS 用加速器の開発も今後のチャレンジが多い楽しみな分野の 1 つである。加速器開発に携わっている研究者や技術者の方々には、是非、ADS に興味を持っていただき、ADS 用加速器の開発にご協力いただければ幸いである。

参 考 文 献[1] 日 本 原 子 力 学 会 , 「 分 離 変 換 技 術 総 論 」（2016）.
[2] K. Shibata, et al., “JENDL-4.0: A New
Library
for
NuclearScienceandEngineering”, J. Nucl. Sci. Technol. 48, pp.
1–30 (2011).
[3] K. Tsujimoto, et al., “Neutronics Design for
Lead-Bismuth Cooled Accelerator-Driven
System for Transmutation of Minor
Actinide”, J. Nucl. Sci. Technol. 41, pp. 21–
36, (2004).
[4] M. Schyns, et al., “The MYRRHA ADS
Project in Belgium Enters the Front End
Engineering Phase”, JPS Conf. Proc.,
001001 (2015).
[5] Van den Eynde, et al., “An updated core
design for the multi-purpose irradiation
facility MYRRHA”, J. Nucl. Sci. Technol.,52, 1053–1057 (2015).
[6] T. Sugawara, H. Takei, H. Iwamoto, A.
Oizumi, K. Nishihara, K. Tsujimoto,“Research and development activities foraccelerator-driven system in JAEA”,
Progress in Nuclear Energy, 106, pp. 27–33(2018).
[7] K. Tsujimoto, et al., “Feasibility of LeadBismuth-Cooled Accelerator-Driven System
for Minor-Actinide Transmutation”, Nucl.
Technol., 161, pp. 315–328 (2017).
[8] 日本原子力研究開発機構 J-PARC センター
核変換ディビジョン, “J-PARC 核変換実験施
設 技術設計書 –ADS ターゲット試験施設（ TEF-T ） –”, JAEA-Technology 2017-003(2017).
[9] S. Saito, et al., “Bend-fatigue properties of
JPCA and Alloy800H specimens irradiatedin a spallation environment”, J. Nucl. Mat.,
450, pp. 27-31 (2014).
[10] 日本原子力研究開発機構 原子力基礎工学研究センター 分離変換技術開発ディビジョン,“J-PARC 核変換物理実験施設（TEF-P） 安
全 設 計 書 ”, JAEA-Technology 2017-033(2018).