第9回原子力機構報告会

高レベル放射性廃棄物の減容化・有害度低減への挑戦
平成26年11月27日
独立行政法人日本原子力研究開発機構
戦略企画室 次長
大井川 宏之背景 原子力を利用する上で、放射性廃棄物の処理処分の負担軽減が課題
 100万キロワット級の原子力発電所からは毎年約20トンの使用済燃料が発生 我が国は大量の使用済燃料を保管（約17,000トン）◎ 原子力機構では、廃棄物処分の負担軽減を目指し、核燃料サイクルの研究開発とともに、「分離変換技術」の研究開発を進めてきた 昨年9月、文部科学省は「もんじゅ研究計画」を取りまとめ、廃棄物の減容・有害度低減等を目指した研究開発を「もんじゅ」の３つの役割の一つとした 昨年11月、文部科学省は「群分離・核変換技術評価作業部会」において、加速器駆動システムを中心とした研究開発について推進の方向性を示した
 本年4月に閣議決定された「エネルギー基本計画」では、「高速炉や、加速器を用いた核種変換など、放射性廃棄物中に長期に残留する放射線量を少なくし、放射性廃棄物の処理・処分の安全性を高める技術等の開発を国際的なネットワークを活用しつつ推進する」などの方向性が示された
1

軽水炉内でのウラン燃料の転換
新燃料 1tU(PWR 4.5%濃縮ウラン)

ウラン235(45kg)

燃焼度 45GWD/tU
比出力 38MW/tU

使用済み燃料 1tU(取り出し後4年冷却)

10

そのまま

10

ウラン235

6

中性子捕獲

6

ウラン23629

核分裂生成物(46kg)

核分裂

29

プルトニウム
中性子捕獲
29

17
10

核分裂
そのまま

再処理時の廃棄対象

1710
1

プルトニウム他のTRU核種
マイナーアクチノイド
0.2

ウラン234

主なマイナーアクチノイド
ウラン238(955kg)
926

そのまま

926

ウラン238核種

半減期

Np-237

214万年

Am-241

432年

Am-2437,370年

Cm-244

18.1年

ORIGEN-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）

2分離変換技術（Partitioning & Transmutation）
使用済燃料

U、Pu

エネルギー資源として有効利用

高レベル放射性廃棄物（ガラス固化体）として地層処分
従来技術
分離変換技術の適用例
MA（Np、Am、Cm）
核変換による短寿命化

FP、MA

群分離

ゴミの分別

再処理

ゴミの資源化

ゴミの焼却

白金族（Ru、Rh、Pd等）

利用

発熱性元素（Sr、Cs）

焼成体として冷却（又は利用）後に地層処分

その他の元素MA：マイナーアクチノイド
・長期リスクの低減：
FP：核分裂生成物

高含有ガラス固化体として地層処分
目標

廃棄物の潜在的有害度の総量を大幅に低減
・処分場のコンパクト化：
発熱の大きい核種を除去
・放射性廃棄物の一部資源化：
希少元素の利用（白金族、希土類など）

3使用済燃料の潜在的有害度の減衰
1.E+0910億

使用済燃料
高レベル廃棄物
分離変換導入天然ウラン9トン

1.E+081億

潜在的有害度（Sv）

1.E+071,000万1.E+06100万

10万
1.E+051万
1.E+04短縮

1,000
1.E+03100
1.E+02
1.E+0110

潜在的有害度：
各放射性核種の人体への影響（線量換算係数）で重みづけた指標。放射能（ベクレル）を被ばく（シーベルト）に換算。

短縮
1.E+02100

1.E+031,000

1.E+041万

1.E+0510万

1.E+06100万

1.E+071,000万処理後経過時間（年）4群分離プロセスの研究開発
 MA分離回収 MA+RE分離：TDdDGA抽出剤によるプロセスを開発中。模擬廃液中のAmの99.99%以上回収に成功
 MA/RE分離：新規抽出剤の開発を進め、高い分離性能を有する数種の候補抽出剤を見出した
 Sr-Cs、その他
 抽出クロマトグラフ法の小規模実液試
験等を実施

溶解

ヨウ素

再処理

U, Pu, Np MA：ﾏｲﾅｰｱｸﾁﾉｲﾄﾞ

FP, MA

FP：核分裂生成物
RE：希土類元素PGM：白金族元素

MA+RE分離

RE以外のFP

MA/RE分離

Mo-PGM分離

Mo

Am/Cm分離 RE Sr-Cs分離
Am

PGM

Sr, Cs 他のFP

Cm

図 分離プロセスの一例
CC128H1725

CH2N

CC128 H1725

NUCEF/BECKY
空気雰囲気セル

NUCEF/BECKY
空気雰囲気グローブボックスCOO CH2C12H178H
25CO

N
C12H178H
25

TDdDGA : テトラドデシルジグリコールアミド
5（ドデシルDGA）

核変換の方法
Tc-102

Mo-102

マイナーアクチノイドの核分裂反応の例 (T =11分)
1/2

Np-237

中性子(T1/2=214万年)

β線(T1/2=5秒)

Ru-102
(安定)

β線

核分裂反応
長寿命のものも10%以下
ではあるができてしまう

中性子のエネルギーが高いほど、核分裂が起こりやすくなる

中性子

I-133

β線

(T1/2=21時間)Xe-133

β線(T1/2=5日)

Cs-133(安定)

・原子核に入り込みやすい中性子を使うのが有効
・マイナーアクチノイドは高速中性子で核分裂させるのが効率的
・高速中性子の供給方法：
高速炉 → 高速炉サイクル利用型
加速器 → 核変換専用サイクル型（階層型）
6

高速炉サイクル利用型と核変換専用サイクル型（階層型）
高速炉サイクル利用型

核変換専用サイクル型（階層型）

・発電炉を用いた分離変換技術
・発電用サイクルに核変換サイクルを付設・ひとつのサイクル内でPuと共にMAをリサイクル ・コンパクトなサイクルにMAを閉じ込める・発電炉（高速炉）内でMAを核変換・核変換専用システム（加速器駆動システ
ム: ADS 等）
・燃料のMA含有量は5%まで
・燃料のMA含有量は50%以上（ウランを含まない燃料）・Na冷却MOX燃料高速炉が有力候補
・鉛合金冷却窒化物燃料ADSが有力候補
2つの方法は共通部分が多く、それぞれに特徴を持つことから、並行・連携して研究開発を推進

Na冷却MOX
燃料高速炉の概念

2次主循環ポンプ

実用ADSの概念

蒸気発生器
陽子ビームダクト

1次主循環ポンプ
蒸気発生器

1次主循環ポンプ
炉心

炉心

7

高速炉サイクル利用型の特徴
エネルギー生産とウラン資源の有効利用を達成しながら、MAを核変換し、放射性廃棄物に含まれるPu、MAを最小化
炉心の変更により、MAを核変換しながら、Puの増殖にも、Puの燃焼にも利用可能社会ニーズに応じて役割を変えられる（Pu増殖、持続、TRU管理）
核分裂での減損相当分のU
新燃料
軽水炉燃料サイクルとのやりとり

燃料製造
再利用分

高レベル放射性廃棄物等

高速炉
使用済燃料

再処理
地層処分

8

社会ニーズに応じた
高速炉サイクルの役割
代表例

Puの外部への供給

Pu増殖
モード

Pu増加分
U減損、Pu装荷分、 U減損（発電規模増加MA分に利用）

持続モード
TRU管理
モード

なし

なし

自己で再利用投入

意義、ねらいPuストックなしで高速炉発電規模を拡大（高速増殖炉開発当初）

U減損
PuとMAは不変

U減損分

将来の持続的エネルギー源
U資源を最大利用（エネルギー基本計画）

U、Pu、MA減少

U、Pu、MA減
少分

軽水炉サイクルのTRU量調整・廃棄物低減（エネルギー基本計画）注）表中示したサイクルのモード概念は代表例

9高速炉サイクル利用型で確認すべき事項
FMF

燃料開発及び照射試験：

AGF

燃料製造：
・遠隔製造技術の開発・対応可能な燃料組成範囲の判断・MA含有MOX燃料、高Pu富化度
MOX燃料等の系
統的な照射試験

Pu富化度
MA濃度

常陽

炉特性・炉システム：・高速炉プラント技術の成立性確認
・MA含有炉心の特性取得
もんじゅ

高速炉

Pu-3
燃料製造
高速炉サイクルによる廃棄物減容等の評価

燃焼率

再処理：
再処理
除染率
回収率

全体システム評価：
・各分野の情報の統合と有望なシステム概念の絞り込み
・廃棄物減容化・有害度低減の効果の確認

・MA分離プロセスの開発と性能評価
・実現可能なプロセス概念の構築CPF

10

①燃料製造技術（遠隔燃料製造に向けた開発）粉末供給装置（秤量機）

回転揺動
混合機

3-2Cell
予備焼結炉
研削機

3-1Cell

成形プレス機

1-1Cell

1-2Cell

2Cell

ﾍﾟﾚｯﾄ検査装置

成形プレス機
本焼結炉
粉末供給装置
解砕機
粉砕混合機

本焼結炉

原料貯蔵

X線検査装置
外観検査台

ﾍﾟﾚｯﾄ充填装置 溶接装置

Heﾘｰｸ検査装置
ピン加工検査設備

ペレット作製設備

・ ホットセルにおいてAm-MOX燃料ペレット製造設備、ピン加工検査設備を導入
・ 遠隔での操作性・保守性を考慮
・ 常陽で照射した試験燃料ピン（5％Am-MOX)を遠隔製造

熱伝導率(W/cm/K)

6.0

4.0

2.0

今後のMA-MOX燃料製造技術開発
製造プロセスの基礎試験（O/M調整技術等）及
び融点、熱伝導度等の燃料の基礎物性研究

UO2
0.6%Am-MOX
2%Am-MOX
3%Am-MOX• Am含有率などをパラメータとして熱伝導率を測定• Amの影響はわずかであることを確認

0.08001000120014001600

温度 (K)

熱伝導率測定結果

高線量、高発熱となるMA燃料の遠隔燃料製造に適した製造プロセス（簡素化ペレット法：燃料粉末取扱い工程の大幅合理化プロセス）の開発
燃料製造自動化設備の改良高度化

1800

11②燃料開発及び照射試験（Am含有MOX燃料の照射試験）
Amを最大5%含有するMOX燃料の「常陽」短期照射試験により、燃焼初期の燃料挙動に対するAm含有効果は小さいことを確認
今後、燃焼度、線出力等のデータ範囲を拡張するとともに、「もんじゅ」での実規模照射を実施予定
10分間照射中心空孔端レンズ状ボイド(43kW/m)

元素重量割合（%）

UPu

24時間照射Am(45kW/m)

短時間照射試験のペレット
横断面の金相写真

中心空孔からの距離

短時間照射試験後の中心空孔部周辺の元素濃度分布（5%Am、10分間照射）

照射が進むにつれ、ペレットの組織変化が進行し、中心空孔が拡大

12高速炉を用いた核変換技術の今後の取組「もんじゅ研究計画」の高速増殖炉開発の成果の取りまとめにより、Na冷却MOX燃料（原子炉級Pu）高速炉の技術成立性を確認「もんじゅ研究計画」の廃棄物減容・有害度低減研究として、Amを多く含むMOX炉心のデータを「もんじゅ」で取得
高次化PuやAm及びNpの均質サイクルに関する燃料製造、照射、照射後試
験、再処理試験を実規模を見通せるレベルで実施
使用済燃料からのMA（Cmを含む）について、分離・回収転換、燃料製造、照射、照射後試験までの一連の試験を行うことにより、サイクル施設での物質収支等の知見を得る取り組みを既存施設を用いて進める「もんじゅ」等での照射試験、その試験燃料の製造、原料物質調達、照射後試験等を国際協力として実施

13

加速器駆動核変換システム

ADS：Accelerator Driven System

超伝導陽子加速器
加速器へ給電陽子ビーム Max.30MW

100MW
核分裂
エネルギー
800MW

170MW
電力網へ売電

核破砕ターゲット（鉛ビスマス）

発電 270MW
ADSによる核変換の原理
陽子
核分裂の未臨界状態

MA燃料・鉛ビスマス
冷却未臨界炉心での連鎖反応を利用
核分裂中性子MA：マイナーアクチノイド

核破砕ターゲット
高速中性子

ADSの特徴：・加速器を止めれば連鎖反応は停止→ 核反応の暴走の心配が無い

短寿命の核種

長寿命の核種・MA濃度の高い燃料が使用可能→ 1基で軽水炉10基分のMAを核変換
・鉛ビスマスは化学的に不活性。

14

ADSを中心とした階層型分離変換技術
特徴： コンパクトな燃料サイクルにMAを閉じ込めて効率よく核変換
ウラン[752t/年]
プルトニウム[8t/年]

使用済燃料

再処理工場

[800t/年]

燃料処理
プロセス

[4t/年][5t/年]

その他の元素回収された
燃え残りの燃料発熱元素[7t/年]

白金族[1t/年]

マイナーアクチノイド

燃料製造プロセス[8t/年]

使用済燃料

群分離
プロセス

核分裂生成物[39t/年]
マイナーアクチノイド[1t/年]

核変換
専用燃料

加速器駆動
核変換システム（ADS）

分離変換技術の範囲[30t/年]

利用／冷却後廃棄など最適化[1t/年]
核分裂生成物

最終処分 15

ADSの概略仕様

16

①ADSの研究開発

17②ADS用の核変換サイクルの研究開発• ADS用の燃料として、MAの安定性と熱伝導度に優れる窒化物を中心に研究を実施
MA含有燃料の照射挙動評価

MA含有燃料の製造・物性測定• (Pu,Zr)N等をJMTRや常陽で照射• (MA,Pu,Zr)N等の実験室規模での調製に成功
し、熱伝導率を温度・ZrN含有率をパラメータに測定

照射挙動

燃料製造

燃料サイクルの課題
・総合的な燃料設計クライテリアの選定
・工学的な技術の開発（Pu,Zr)NJMTR照射後(Pu,Zr)Nの断面写真

燃料処理

使用済燃料の高温化学処理•窒化物の電解⇒回収⇒再窒化⇒焼結に成功(Pu0.21Am0.21Zr0.58)NNUCEF/BECKY
TRU-HITEC (Ar雰囲気セル)
18
電解後の液体Cd陰極 再窒化回収粉末 (U,Pu)N焼結ペレット

大強度陽子加速器プロジェクト
J-PARC
Jan. 28, 2008

ハドロン実験施設
50 GeVシンクロトロン
物質・生命科学実験施設
ニュートリノスーパーカミオカンデへ

3 GeV シンクロトロン

核変換実験施設の建設予定地
LINAC

19

J-PARCにおける核変換実験施設計画
目的： 低出力で未臨界炉心の物理的特性の探索とADSの運転制御
経験を蓄積
施設区分 ： 原子炉（臨界実験施設）
陽子ビーム： 400MeV-10W
熱出力 ： 500W以下

臨界集合体

レーザー光源目的： 大強度陽子ビームでの核破砕
ターゲットの技術開発及び材料の研究開発
施設区分 ： 放射線発生装置
陽子ビーム： 400MeV-250kW
ターゲット： 鉛ビスマス合金

多目的照射エリア

10W

核破砕ターゲット

陽子ビーム
20

ADSによる核変換技術の実用化に向けた道筋
出力規模

MA燃料の無いADSの技術（鉛ビスマス炉心、加速器、運転経験）

実験炉級ADS ⇒国際共同
ベルギーのMYRRHA計画
2.4MW-beam, 50～100MWth
・ADS技術の実証と燃料照射

実用ADSプラント
30MW-beam, 800MWth
・軽水炉10基分のMA核変換

ビーム窓材料の高度化

MA燃料の炉物理とターゲット材料開発

J-PARC核変換実験施設
250kW-beam
・鉛ビスマスターゲット技術
・核変換の炉物理
ループ実験、KUCA実験などの基礎試験

2010

2020

•2030年頃までにデータと経験を蓄積し、次の段階に進めるかどうかを判断
2030

年

21

まとめ
「エネルギー基本計画」、「もんじゅ研究計画」、「群分離・核変換技術評価作業部会」の見解などに基づき、高レベル放射性廃棄物の減容化・有害度低減を目指した研究開発に計画的に取組む
高速炉サイクル利用型と階層型（ADS）が連携して一体的に研究開発を推進
MA核変換システム（高速炉・加速器駆動システム）の開発だけでなく、「分離」、「MA燃料製造」、「MA燃料再処理」などの核燃料サイクル技術の研究開発が必要
MAなどの放射性物質の取扱い能力を増強し、技術基盤を充実していくことが必要
わが国は、世界の国々と連携し、この分野の研究開発において主導的役割を果たすことで、持続的に社会に受け入れられる原子力の利用に貢献すべき。
22

使用済燃料中の主な長寿命核種
線量換算係数 含有量(μSv/kBq) （1トン当たり）

半減期

U-235

7億年

4710kgU-238 45億年

45930kg

核種

半減期

線量換算係数含有量(μSv/kBq) （1トン当たり）

半減期

線量換算係数 含有量(μSv/kBq) （1トン当たり）

マイナーアクチノイド

超ウラン元素アクチノイド

Se-79 29万5千年

2.96g

Sr-90 28.8年

280.6kg

Zr-93 153万年

1.11kgTc-99 21万1千年

0.641kg

Pd-107 650万年

0.037

0.3kg

Pu-238 87.7年

2300.3kg

Pu-239 2万4千年

2506kg

Sn-126 10万年

4.730gPu-240 6,564年

2503kg（FP）

I-129

1,570万年1100.2kg

Pu-241 14.3年

4.81kgCs-135 230万年

2.00.5kg

Cs-137 30.1年

131.5kg

核種

半減期

線量換算係数含有量(μSv/kBq) （1トン当たり）

Np-237 214万年

1100.6kg

Am-241 432年

2000.4kg

Am-243 7,370年

2000.2kg（MA） Cm-244 18.1年

12060g（TRU）

核種
核分裂生成物

核種

参考

線量換算係数:放射性核種を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。

23