第章

9

乾式リサイクルプロセスの核拡散抵抗性の評価

第９章

乾式リサイクルプロセスの核拡散抵抗性の評価 ● 目
狛江研究所

９−１

アメリカの核拡散抵抗性の評価

９−２

国内の金属燃料リサイクル施設の保障措置

常磐井守泰

74

上席研究員

研究参事

次

常磐井守泰

…………………………………………………………………………………………75

26ページに掲載……………………………………………………………………………77

第９章

乾式リサイクルプロセスの核拡散抵抗性の評価

FBRとそのリサイクルシステムでは、大量のプルトニウムを扱う。FBRシステムの実用化には、経済性の高い方法などは重要な検討項目である。本章では、⑴

米国エネルギー省（DOE）
が、乾式再処理技術が原子FBRとともに、核拡散抵抗性の高いリサイクルプロセス力機微技術ではないと評価した技術的な根拠等に関すが求められる。

る調査結果

核物質の国際的な保障措置において、核物質の計量と⑵

将来、国内に金属燃料リサイクルシステムを建設・査察方法は施設のシステム設計に、査察の頻度は施設の運転する場合の保障措置に関する検討の概要（国内の稼働率に大きな影響を及ぼす。これらはリサイクルの経保障措置の実務経験が豊富な㈶核物質管理センターと済性に大きな影響を及ぼすため、新しいリサイクル概念の共同研究）の評価において、核拡散抵抗性の程度や保障措置の適用について述べる。

９−１

アメリカの核拡散抵抗性の評価

アメリカにおいては、政府レベルでIFR乾式再処理プ

使用済みの軽水炉燃料とIFR燃料中のアクチニド組成、ロセスの核拡散抵抗性に関する評価が複数回行われてお発熱量、中性子放出速度は表9-1-1に示すとおりである。

り、いずれも抵抗性が極めて高いと結論されている。こ単位重金属あたり、使用済みIFR燃料は、使用済みの軽れらの評価結果のレポートは公開されていないが、その水炉燃料よりも発熱量で５倍、自発中性子放出速度で⑴

結論を引用している公開文献が存在し 、ここから、政３倍大きい。この値は兵器級プルトニウムの自発中性

府レベルでのIFRの核拡散抵抗性の評価結果を知ること子放出速度の約１万倍に相当する。

ができる。本章では上記文献の記述に沿って述べる。

IFR再処理（溶融塩電解再処理、射出成型を想定）、軽水炉湿式再処理により回収されるアクチニドの組成は表9-1-1

IFR燃料サイクルの保障措置

9-1-2に示すとおりであり、崩壊熱と自発中性子放出速度はIFRのアクチニド製品の方が大きい。さらに、同IFR製

核不拡散を担保するための障壁が高いほど核拡散の抵品ではランタニドFPが含まれるので、ガンマ線が強く人抗性が強くなる。障壁には制度的なもの、技術的なものの接近を困難にするに十分な自己防護性が備わっている。の両方があり、これらは相互補完関係にある。制度的な自己防護性の判断基準としては、ガンマ線強度が１m

障壁には、国際的な核不拡散条約、保障措置としては物以上離れて1Sv/hと言う条件があるが、図9-1-1から、的防護と計量、およびIAEAによる現地での査察が含まれIFR再処理、燃料製造（射出成型）のどの工程も自己防護る。技術的な障壁としては、核物質の不正な利用を検知性条件に合致することが判る。

する感度が高いこと、核物質そのものの魅力度が小さいこと、などが挙げられる。技術的な障壁に関し、IFRで再処理した物質の特徴を在来の湿式再処理（高除染のピュー

9-1-2

乾式再処理プロセスの保障措置上の課題

レックス法を想定）で得られるプルトニウム、および使用済み軽水炉燃料と比較すると以下のように評価される。

核不拡散の目的を達成するために特別に設計された

電中研レビュー No.37● 75

表9-1-1

使用済み燃料の組成、崩壊熱、中性子発生速度
Spent Fuel at Discharge*（Normalized to 1 kg HM basis）

Relative Isotopic Mass
（g/kg HM）

Decay Heat
（W/kg HM）

Spontaneous Neutrons（neutrons/s/kg HM）

Nuclide

LWR

IFR

LWR

IFR

LWR

IFR

Np-237
Pu-236
Pu-238
Pu-239Pu-240Pu-241
Pu-242
Am-241
Am-242m
Am-243
Cm-242
Cm-243
Cm-244
Cm-245
Cm-246
U-234
U-235
U-236
U-237
U-238

6.61e−01
2.98e−06
1.12e−01
6.21e＋00
2.48e＋00
1.94e＋00
4.85e−01
4.25e−02
1.41e−03
3.10e−01
1.62e−02
1.06e−03
7.80e−02
6.36e−03
7.93e−04
2.91e−03
8.31e＋00
4.03e＋00
4.38e−08
9.75e＋02

1.38e＋00
1.37e−05
1.40e＋00
1.67e＋02
4.47e＋01
4.77e＋00
1.90e＋00
1.55e＋00
1.14e−01
3.89e−01
7.96e−02
4.32e−03
1.78e−013.65e−02
1.06e−02
3.17e−02
9.33e−01
1.71e−01
2.33e−07
7.75e＋02

1.37e−05
5.52e−05
6.29e−02
1.18e−02
1.70e−02
8.21e−03
5.58e−05
4.88e−03
3.91e−06
2.18e−03
1.97e＋00
1.79e−03
2.21e−01
3.53e−05
8.02e−06
4.14e−05
3.95e−05
5.54e−04
1.89e−04
6.58e−04

2.84e−05
2.53e−04
7.85e−01
3.18e−01
3.06e−01
2.01e−02
2.18e−04
1.78e−01
3.15e−04
2.73e−03
9.71e＋00
7.29e−03
5.06e−01
2.02e−04
1.06e−04
1.96e−05
1.93e−07
1.02e−06
4.38e−05
2.27e−05

6.91e−05
1.01e−11
2.90e＋02
1.36e−012.25e＋03
9.57e−02
8.32e＋02
5.05e−02
1.89e−01
1.22 ＋00
3.39e＋−5
1.29 ＋02
8.43e＋05
2.46e−01
7.49e＋03
1.32e−03
1.99e−01
1.77e＋00
5.79e−12
1.21e＋02

1.44e−04
4.63e−11
3.62e＋03
3.65e＋00
4.06e＋04
2.36e−01
3.27e＋03
1.84e＋00
1.54e＋01
1.53e＋00
1.72e＋06
5.27e＋00
1.92e＋06
1.41e＋00
9.98e＋04
6.24e−04
9.68e−04
3.25e−03
1.34e−12
4.18e＋00

Total Pu
Other Ac
Total TRU
Total U
Total HM

11.23
1.12
12.35
987.7
1000.0

219.9
3.74
223.7
776.3
1000.0

0.10
2.20
2.30
1.48e−03
2.30

1.43
10.4
11.8
8.73e−05
11.8

3.38e＋03
1.18e＋06
1.19e＋06
1.23e＋02
1.19e＋06

4.75e＋04
3.64e＋06
3.79e＋06
4.18e＋00
3.79e＋06＊ Taken from Hill（1990）; IFR core is a 1200 MWe fissile self sufficient core with 4 year cycle, 2 year external cycle, 100％ recycle oftransuranics（TRU）and 10％ rare earth recycle at 〜10％ discharge burnup.

表9-1-2

再処理で得られる製品の組成、崩壊熱、中性子発生速度（LWRは軽水炉燃料をPUREXで、IFRは金属燃料を乾式法で、夫々再処理）
Normal Process Products*（PUREX for LWR and PYRO for IFR）
Relative Isotopic Mass
（g/kg HM）

NuclideNp-237
Pu-236
Pu-238
Pu-240Pu-241
Pu-242
Am-241
Am-242m
Am-243
Cm-242
Cm-243
Cm-244
Cm-245
Cm-246
U-234
U-235
U-236
U-237
U-238
Total Pu
Other Ac
Total TRU
Total U
Total HM＊76

LWR

2.65e−04
9.98e＋00
2.21e＋02
1.73e＋02
4.32e＋01

1000.01000.0IFR
1.38e＋00
1.37e−05
1.40e＋00
4.47e＋00
4.77e＋00
1.90e＋00
1.55e＋00
1.14e−01
3.89e−01
7.96e−02
4.32e−03
1.78e−01
3.65e−02
1.06e−02
3.17e−02
9.33e−01
1.71e−01
2.33e−07
7.75e＋02
219.9
3.74
223.7
776.3
1000.0Decay Heat
（W/kg HM）
LWR

3.05e−03
6.33e＋00
6.71e−01
6.71e−01
5.04e−03

9.62

9.62

Spontaneous Neutrons（neutrons/s/kg HM）
IFR

8.47e−05
7.07e−04
2.38e＋00
5.91e−02
5.91e−02
6.51e−04
5.50e−01
9.40e−04
8.13e−03
1.89e＋01
2.16e−02
1.49e＋00
6.02e−04
3.19e−04
2.42e−06
2.38e−08
1.26e−07
5.42e−06
2.81e−06
4.30
21.01
25.31
1.08e−05
25.31

PUREX for LWR with 2 y cooling; PYRO for IFR with 100 d cooling and 2 to I ratio for TRU to U.

LWR

5.02e−10
2.64e＋04
7.06e＋00
7.06e＋00
7.40e＋04

3.01e＋05

3.01e＋05

IFR
4.26e−04
1.30e−10
1.10e＋04
6.67e−01
6.67e−01
9.73e＋03
5.70e＋00
4.56e＋01
4.56e＋00
3.26e＋06
1.54e＋01
5.66e＋06
4.21e＋00
2.97e＋05
7.73e−05
1.20e−04
4.02e−04
1.65e−13
5.17e−01
1.42e＋05
9.22e＋06
9.36e＋06
5.17e−01
9.36e＋06

IFR技術で生産される物質は直接核兵器に使えないので今後の重要な技術的課題は、プロセスにおける核物IFRは機微技術ではない。さらに放射能レベルが高いた

質管理技術を実証することであり、リアルタイムの計めに物質への接近ができないことは、厳格な保障措置量（NRTA）と核物質の追跡管理のためのコンピュータを単純化する。しかしながらIFR燃料サイクルにおけるコードの開発と検証であり、これらは現在もANLで実核物質といえども、国際的なIAEA保障措置契約のもと施中である。

で管理されねばならない。

10-1

2-YEAR COOLING

102

101

100

100

10-1

10-1

SPENT FUELASSEMBLY101

GAMMA POWER, W

90 kg
10 kg

102

LWR/PUREX PROCESS
103

0.10 MTSELF-PROTECTINGLIMITREFABRICATEDFUEL ASSEMBLY（NEGLIGIBLE）

PUREX
PRODUCT（NEGLIGIBLE）

102

101

DOSE AT 1 meter, Sv/hr103200 gm HM/liter

103

104

HEAVY METAL
0.45 MT

DISSOLVER
TANK

104

DOSE AT 1 meter, Sv/hr

SELF-PROTECTINGLIMITREFABRICATEDFUEL ASSEMBLY

100

104
IFR/PYRO PROCESSCATHODEPRODUCT101

ELECTROREFINER

102

SPENT FUELASSEMBLYGAMMA POWER, W

103

100-DAY COOLINGHEAVY METAL
80 kg

HEAT LOAD LIMIT−10 kW

35 kg

104

100

10-1

図9-1-1 （左）IFR使用済み燃料と乾式再処理、（右）軽水炉と湿式再処理、の製品からのγ線強度

９−２

国内の金属燃料リサイクル施設の保障措置

国内で核物質を扱う施設を運転する場合を想定し、そ生を避けるために使用済み燃料を全量溶解しないための保障措置について核物質管理センターと共同して調査に計量槽を設けないが、射出成型工程で全ての核物質した。の計量を高精度で行うことによって保障措置を担保す

現行のIAEA保障措置の計量や検認方法は、現行ピュるなどを含め、プロセスに特有の新しい計量管理方法

ーレックス法再処理施設や、純度の高いプルトニウムを扱う燃料加工施設を対象として構築された経緯がある。

を示すことがもっとも重要である。
⑵

IAEAの高官、IAEA査察実務経験者、などの経験

国内での実用化には、新たに乾式再処理プロセスの保障を聴取した結果、新しい検認方法、計量管理手法など措置の計画と関連データを示してIAEAを説得すること、に関してIAEAを説得するためには実績のデータを示およびアメリカの事前同意（日米原子力協定、1987年）すことがもっとも効果的であることが分かった。これを得ることが必要である。

らの保障措置関連の技術開発は、プロセス技術開発と⑴同様にきわめて重要なものであることを認識しておく

プロセス設計し、その中で行なう核物質の管理（計量ポイント、検認方法など）の具体的な方法とその精ことが必要である。

度などのデータを作る。本プロセスでは塩素ガスの発

電中研レビュー No.37● 77