炉物理の研究 第61号 （2009年3月）＜特集２

平成19年度炉物理部会賞受賞寄稿＞

分離変換技術の導入効果に関する研究

日本原子力研究開発機構
西原 健司

1. 背景
重要なことは判っていても、誰も取り組まない仕事がある。とりわけ、複数の分野の専門知識を必要とする案件は、それぞれの分野の境界を大きく超えるため、効率的な進展は難しい。
分離変換技術とは、“廃棄物問題を軽減するために、高レベル廃棄物を分離し、一部を核変換する”ための技術である。その裾野は広く、殆ど全ての原子力技術分野で分離変換の実現を謳った研究開発が行われているが、その一方で、分離変換技術を導入することによる効能に取り組んだ研究は、日本でも海外においても全く十分ではない。“処分場を楽にするために分離変換技術を行う”、と言いながら、分離変換を行った後にどのような廃棄物がどれだけ出来て、どのように処分場が変わるかを示してこなかったのである。これは、複数分野に跨るために誰も取り組んでこなかった課題の典型であるように思う。
私は、日本原子力研究開発機構に入所した当初から、加速器駆動炉のための設計開発・実験を主な研究内容としている。つまり、炉物理の専門分野に属しているわけだが、数年前、処分分野の人々と協力して“分離変換技術の導入効果”を示すという仕事を割り振られた。当初、地層処分分野の広がりに対して無知だった私は、炉心設計側の情報を提供して終わる仕事だと思っていた。しかし、それから現在に至るまで様々な検討を継続することになった。この文章では、それらの検討の中で最も多くの成果が出た、“地層処分場の規模に対する効果”について、研究の経緯と共に紹介したい。

2. 発熱を分離変換
地層処分場の特性を表すパラメータには、安全性、不確実性、経済性、など様々なものが挙げられるが、最も判りやすいものの一つは、処分場の大きさである。現在軽水炉から発生しているガラス固化体は、処分場にかなり疎らに1定置されている。この定置方法は、坑道の頑強さを保証することからの制約も受けるが、本質的には処分場の温度制限から決

例えば、硬岩地層における固化体竪置型で、ガラス固化体一体あたり 44.4m2の面積を占有している。六ヶ所再処理工場において発生するガラス固化体 4 万本を定置するための面積は、アクセス坑道などの付属的な坑道を除いて、約 2 平方キロメートルである。

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定されていると言って良い。温度制限は、緩衝材と呼ばれる粘土が 100℃以下であることである。
軽水炉からのガラス固化体には、多くの発熱核種が含まれている。再処理後 50 年間貯蔵された時点で、その発熱の殆どは 30 年の半減期を持つ90Srと137Csによって占められる。緩衝材の温度は処分後 20 年程度ピークに達することからも、90Srと137Csが最も重要であると考えられていた。では、これらの核種を分離して処分することで処分場の熱制限を緩和できるだろうか？
実際に検討を行った結果、処分場の規模は殆ど変わらなかった。分離が行ったことは、ガラス固化体から発熱源を抽出して、もっと熱い廃棄体（Sr-Cs 焼成体）と発熱量の小さくなったガラス固化体を作ったことのみである。発熱量の小さくなったガラス固化体はコンパクトに捨てられても、Sr-Cs 焼成体がそれを相殺してしまう。
しかし、分離を行うことによって一つ効能が得られる。それは、Sr-Cs 核種をガラス固化体から焼成体という高温に耐える廃棄体に集約したことである。焼成体は高温に耐えることから、Sr-Cs 核種をより高密度に含有でき、その結果、焼成体の本数は元のガラス固化体の 1 割強に留まる。それにより、分離前は 50 年で処分していた廃棄体をもっと長く貯蔵しておいても、大きな負担にならない可能性がある。このことを実際に示すためには、現行のガラス固化体の乾式貯蔵施設を焼成体に適応して、その大きさを調べればよい。
その結果、貯蔵施設の個数だけで言えば、焼成体を 300 年貯蔵しても、現行のガラス固化体を 50 年貯蔵するのに必要な貯蔵施設と殆ど変わりが無いことが示せた。30 年貯蔵しておくだけで発熱（≒処分場の大きさ）が半分になるという Sr-Cs 焼成体の特性を考えれば、50 年以上の長期貯蔵は十分に選択肢になりうる。
それでは、核変換の効能は無いのだろうか？
分離によって生まれた“発熱量の小さくなったガラス固化体”に含まれる最大の発熱核種は241Am（半減期 430 年）である。このガラス固化体をどんどんコンパクトに捨てていくと、241Amからの発熱によって、処分後数百年の時点で温度のピークを持つようになる。
241Amは半減期が430 年もあるから、Sr-Cs核種と同じように分離して貯蔵しておいても、殆どメリットがない。核変換を行うしかないのである。軽水炉からの使用済み燃料には241Amは多く含まれていないが、高速増殖炉などのプルトニウム燃料には、Sr-Cs分離の効果が感じられないほど多量に含まれており、核変換の重要性が増す。
241Amを取り除かれたガラス固化体と長期貯蔵されたSr-Cs焼成体は、その発熱を殆ど全て失っており、もはや高レベル廃棄物とは呼べない。このような廃棄体は、長半減期低発熱放射性廃棄物（TRU廃棄物）として扱えると考えた。実際に、含まれる長寿命核種や、発生するガンマ線をTRU廃棄物比較すると、殆ど同じレベルにまで低減されている。TRU廃棄物の本数は分離変換後の廃棄体よりも数倍多いため、TRU廃棄物処分場を拡張することが考えられる。その際の占有面積は、分離変換を行う前の 1/100 にまで縮小されている。

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このような結論に至るまでには紆余曲折があったが、振り返ってみると、半減期に応じて、発熱を分離変換していたのだと気がつく。定性的に考えるとごく当たり前のことを、現実の設計に当てはめることはとても難しい。熱以外の数多くの制約が現れ、それらを学習し、対処あるいは発展することが必要だからである。私にとって、この研究の最も面白い部分もまた、この未知の分野を探索し、変えていく点にある。

3. 炉物理分野との関わり研究の大半は処分場の設計研究に充てられたが、この研究の本来の目的は、様々な燃料サイクル間の比較を行うことである。そのために、軽水炉・高速炉・加速器駆動炉の燃焼計算から出発した。その際に、241Amは温度推移に対して重要な核種であるが、炉形への依存が大きいから、それなりの精度を保証することが必要である。これは炉物理分野の課題と言える。
マイナーアクチノイドを核変換することの重要性は、特にプルトニウム利用炉心において高く、効率的な核変換が可能な、あるいは、廃棄物への移行が少ない炉心・核燃料サイクルを考案することが必要である。ガラス固化体を TRU 廃棄物並みに扱う為には、マイナーアクチノイドの移行を非常に小さくする必要があることがわかってきており、炉心設計に対しても、より高い核変換性能が要求される。

4. 最後にこの研究を通じて、原子炉、燃料サイクル、そして廃棄物処分の一貫した知識を得、発展させられたことは、私にとって大きな糧になった。素人との議論に付き合って下さり、様々な知識・ヒントを与えてくださった全ての方々に感謝する。今後、加速器駆動炉の設計研究、未臨界度測定技術の研究、マイナーアクチノイドを用いた新しい炉物理実験施設の検討等の炉物理分野の研究においても、この経験を活かして頑張りたいと思う。

参考文献
1. K.Nishihara, S.Nakayama, Y.Morita, H.Oigawa and T.Iwasaki," Impact of Partitioning andTransmutation

on45,84-97,2008(2008).

LWR

High-Level

Waste

Disposal,"

J.

Nucl.

Scie.

Technonl.,