分離変換技術の目的

2021年6月
核変換システム開発Gr
日本原子力研究開発機構

分離変換技術とは :原子炉内で起こっている核反応 : 核分裂反応✓ 主にウラン235 (235U)の核分裂反応✓ 1個のウラン235原子が、2個の核分裂生成物 (FP:Fission Product)に変換✓ 原子核の結合エネルギーの一部が開放されて熱エネルギー（約200 MeV)に変化✓ 余った2～3個の中性子を放出✓ 放出された中性子が次のウランに当たって核分裂を起こす → 連鎖反応 (ChainReaction)✓ この間、約0.1マイクロ秒（高速中性子炉）から0.1ミリ秒（熱中性子炉）
核分裂反応の例

中性子

U-235(T1/2=7億年)

Mo-102(T1/2=11分)

Ru-102

Tc-102
β線(T1/2=5秒)

(安定)

β線

核分裂(n, f)※：長寿命のFPの割合は10％以下

中性子

I-133
(T1/2=21時間)

β線

Xe-133(T1/2=5日)

β線

Cs-133(安定)
2分離変換技術とは :原子炉内で起こっている反応 : 捕獲反応
 ウラン２３５（235U）： 天然では0.7%の同位体比 原子炉では3～５%程度に濃縮
T1/2:半減期
中性子

U-235

U-236

U-23７

(T1/2=7億年)(T1/2=2千万年)(T1/2=6.8日)

捕獲反応

β線

Np-237(T1/2=214万年)

β崩壊

捕獲反応

 ウラン２３８（238U）： 天然では99.3%の同位対比
U-238

U-239

(T1/2=45億年)(T1/2=23分)

β線

Np-239
(T1/2=2.4日)

β線

Pu-239
(T1/2=2万4千年)

中性子
捕獲反応

Cm-244Am-243Am-241(T1/2=18年)(T1/2=7370年)(T1/2=432年)

β崩壊

β崩壊
β線

Pu-241(T1/2=14年)

捕獲反応
捕獲反応

Pu-240(T1/2=6564年)
3分離変換技術とは :原子炉燃料の燃焼による組成の変化
新燃料 1tU(PWR 4.5%濃縮ウラン)

燃焼度 45GWD/tU
比出力 38MW/tU
そのまま

10
ウラン235ウラン235(45kg)(45kg)

中性子捕獲

6

核分裂

29

使用済み燃料 1tU(取り出し後4年冷却)10

ウラン2356

ウラン23629

核分裂生成物(46kg)

プルトニウム
中性子捕獲
29

17
10

核分裂
そのまま

使用済み軽水炉燃料
再処理時の廃棄対象

17
プルトニウム他のTRU核種
マイナーアクチノイド

10
10.2

ウラン234

ウラン238ウラン238(955kg)(955kg)
926

そのまま

926

ウラン238ORIGEN-2 Ver.2.1の計算結果。
棒グラフ中の数字の単位はkg。
（四捨五入の関係で合計があわない場合がある）

4

分離変換技術とは :核分裂生成物とマイナーアクチノイド(MA)
核分裂生成物核燃料

マイナーアクチノイド

5分離変換技術とは :使用済み燃料に含まれる主な長寿命核種

4710kg

U-238

4５億年

45930kgPu-23887.7年

2300.3kg

Pu-239 2411万年

2506kgPu-2406,561年

2503kgPu-241 14.２９年

4.81kgFission products (FP)7億年

半減期 線量換算係数 含有量
核種
Nuclide Half-life (μSv/kBq) (1tHM当り)

Minor actinides (MA)Trans-uranic elements (TRU)

Actinides

U-235

Se-79

29.5万年

2.96g

Zr-93

161万年

1.11kgTc-99

21.1万年

0.641kg

Pd-107 650万年

0.037

0.3kg

Sn-12623万年

4.730gI-129 1,570万年

1100.2kg

Cs-135 230万年

2.00.5kg

Sr-90

28.79年

280.6kg

Cs-137 30.08年

131.5kg

半減期 線量換算係数 含有量
核種
Nuclide Half-life (μSv/kBq) (1tHM当り)
Np-237 214.4万年

1100.6kg

Am-241 432.6年

2000.4kg

Am-243 7,370年

2000.2kg

Cm-244 18.1１年

12060g

短期だが Long-lived fission
高放射能 products (LLFP)

半減期 線量換算係数 含有量
核種
Nuclide Half-life (μSv/kBq) (1tHM当り)

半減期 線量換算係数 含有量
核種
Nuclide Half-life (μSv/kBq) (1tHM当り)

線量換算係数(Dose coefficient)
人体に摂取した時の影響を示す指標。
放射能（ベクレル）あたりの被ばく（シーベルト）で示す。
6

分離変換技術とは :超長期間にわたるリスクをどう考えるか

死海文書

契丹文字(未解読)(BC250~70年頃)(10~12世紀)

ストーンヘンジ

ギザのピラミッド(BC2500~2000)(BC2500)

7分離変換技術とは :高レベル放射性廃棄物の処分方法
恒久的な管理は困難：ピラミッド方式、伊勢神宮方式
管理しなくても安全性を確保できる方法が検討

8

分離変換技術とは :我が国における地層処分の進め方◼

◼

◼

特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律制定(H12)神恵内（かもえない）村原子力環境整備機構（NUMO）の設立(H12)

寿都（すっつ）町

最終処分の計画 （H20年改定）◼

候補地域を公募中◼

文献調査 → 概要調査

◼

◼

◼

平成20年代中頃（～2015） ：精密調査地区を選定
平成40年前後（～2030） ：最終処分施設建設地選定
平成40年代後半（～2035） ：最終処分開始

電氣新聞ホームページより（経済産業省・資源エネ
ルギー庁の「科学的特性マップ」をもとに電気新聞で加工・作成

9分離変換技術とは :地層処分の考え方10

ソースターム

1E+9U,Pu (99.5%除去)
MA
LLFP 7核種
Sr90, Cs137
その他のFP

放射能の環境中濃度𝐶の式（拡散方程式）は、
𝜕𝑅 𝐶 𝑥, 𝑡𝜕𝑡
𝜕2= 𝐷 2 𝐶(𝑥, 𝑡) + S(t)𝜕𝑥
処分場の温度𝑇の式（熱伝導方程式）は、
𝜕𝐶𝑉 𝑇 𝑥, 𝑡𝜕𝑡
𝜕2= 𝜆 2 𝑇(𝑥, 𝑡) + S(t)𝜕𝑥Potential radiotoxicity (Sv/ItHM) |1E+81E+71E+61E+51E+41E+31E+4U,Pu (99.5%除去)

制作時2.3kW
ガラス固化体の発熱（W）

ソースターム(source term)
＝源項𝑆。

MA
Sr90, Cs137

1E+3

LLFP 7核種
その他のFP

処分時350W

Total

1E+2

1E+1

1E+21E+1
1E+0
1E+0

1E+0
1E+1

1E+2

1E+3

1E+4

1E+5

1E+6

1E+7

Time (yr)

被ばく線量のソースターム

1E+80100

200

300

400

Time (yr)

発熱のソースターム

放射能や温度上昇はソースタームに比例する！

500

どうやって変えるか

使
用
済
燃料

再処理
FP、MA

U、Pu
従来技術

ゴミの焼却分離変換技術

ゴミの分別化学
分
離MA（Np、Am、Cm）

核変換（優先）有用金属（Ru、Rh、Pd等）

再利用/処分発熱性元素（Sr、Cs）

熱源・放射能源として利用後、または、長期貯蔵後に処分

LLFP

その他の元素同位体分離
処分

ゴミの資源化
熱を冷ます

核変換第二候補
ゴミの焼却
（難しい）

高レベル廃液を多様に分離し、更に核変換する＝ 分離変換技術

廃棄物の減容効果
P-T無し
発電炉

使用済み燃料

P-T導入
発電炉
加速器駆動核変換ｼｽﾃﾑ

使用済み燃料MA

民間再処理

再処理・群分離

乾式再処理・燃料製造

HLW

白金族 Na廃棄物 Sr-Cs その他の元素
・廃溶媒

溶解性FP 金属FP

ZrN

ガラス固化体5,500m3

LLW
焼成体 ガラス固化体
利用
33
16m 11,000m 700m3
1,200m3

ｿｰﾀﾞﾗｲﾄ70m3

80m3 480m3

Zr合金
60m3

ハル×11

＝発熱性の廃棄体
燃焼度45GWd/HMt、4年冷却の使用＝非発熱性の廃棄体
済み燃料32,000HMｔ（六ヶ所再処理＝低レベル放射性廃棄物 40年相当）を処理した後に発生する廃棄体体積長期放射能低減による被ばく線量の低減効果
2000年レポートの地下水シナリオより作成

102

被ばく線量（μSv/year）

101

諸外国で提案されている安全基準（100～300μSv/年）

100
TRU廃棄物(I129等)

10-110-2

Cs135

10-310-4
10-5
10-610-7103

104105106107

処分後経過年数•135Csが支配しており4桁の余裕がある。

• MAは1000万年以降に10-6mSv/yr程度で現れるため、核変換の効果は小さい。→外乱、人間侵入ではMAの影響が大きくなる。
• TRU廃棄物中のI129の影響がより大きい。

発熱減少による効果

Tunnel spacing:10d=2.22

osa
isp

Over packD

集積Buffer

2d
Disposalpit

Waste form

V0

V-16d12d

300 forms

横置3.13

定置面積[m2/廃棄体]（竪置/横置)

2d9.3

Buffer

V1V24d2d

Wastepackage

1.2

1.64d

54 forms

53.13

竪置2delunnl t

1.2

Concrete4 Waste forms
w/o over packd=2.22C

H-1

H0H1H2(89/83)(44/42)(22/28)(11/14)高発熱

従来
350W/本低発熱(m)(0.95)

超低発熱
4W/本

分離変換技術とは :分離変換技術の導入による処分概念の合理化
45GWd/tの使用済み燃料32,000tHMで規格化

従来の地層処分

分離変換導入MA核変換は超長期の潜在的有害度削減と長期発熱核種（Am-241）の除去に有効

さらに長期貯蔵

Sr-Cs焼成体：5,100本(冷却320年、面積：0.005km2)

TRU廃棄物(0.13km2)
HLWガラス固化体：4万本(冷却：50年、面積：1.8km2)

MAの核変換とSr-Csの100～130年後の分別廃棄で、処分場面積を約1/4に
Sr-Cs焼成体：5,100本(冷却：130年、面積：0.23km2)
高含有ガラス固化体：8,300本(冷却：5年、面積：0.18km2)

Sr-Csに300年程度の長期貯蔵を適用することで、全てTRU廃棄物相当の廃棄体とでき、処分場面積を約1/100に高含有ガラス固化体：8,300本(冷却：45年、面積：0.01km2)
16

経済性
軽水炉40GWeからのMAを成熟したADS4基で核変換するとした場合のコスト概算
50,00040,00030,000 1兆3000億円の発電コスト増
 40GWe, 40年の軽水炉の総発電量で除すると、0.12 ～ 0.13 円/kWh (割引率 : 0 %)MA燃料再処理
MA燃料製造分離工程億円

20,00010,0000-10,000-20,000

ADS 4基合計+13,400

ADS売電
1
処分場コスト低減-30,000
出典： JAEA –Review 2005-043

現在の処分費用は約3兆円実現性

TRL (Technical readiness level): 技術成熟度レベル。1974年、NASAにより提唱された。実用化されると９に到達する。

「分離変換・MAリサイクル」研究専門委員会，日本原子力学会誌，Vol.52，No.12 (2010)

まとめ使用済み燃料には様々な特徴をもつ放射性核種が含まれている。
それらを分別して、燃焼・長期冷却・再利用すること
で、長期の安全性評価の不確実性を減らすとともに、廃棄物の量を減らし、処分場を小さくすることができる。
分離変換には費用が掛かるが、処分場規模縮小である程度相殺され、0.13円/kWhと見積もられる。
実現には、工学的規模の研究開発が必要となる。

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