原子力発 電が 低炭素社 会を 担い続けるために︵ ︶新たな原子力技術パラダイム

電力中央研究所 原子力技術研究
所 上席研究員 軽水炉からFBRへの移行期サイクル諸量評価に従事。

ッション電源の大幅な拡大︑具体電力化へのシフトによる必要発電
ろう新たな技術規範︑言うなれば﹁ 低炭素社会﹂に求められるであを有する原子力発電に期待される保﹂の両立に大きなポテンシャルと﹁エネルギーセキュリティー確

で は︑﹁ 地 球 環 境 問 題 へ の 対 応﹂

連載で述べてきた︒本連載第５回とが重要であることをこれまでの排出電源による電力化を進めるこ

低炭素社会実現に向け︑低炭素

これらの相対的に短い時間変動に

会経済情勢などの影響要因があり︑拡散にかかわる国際政治動向︑社

ラ ン 需 給︵ エ ネ ル ギ ー 需 給︶︑核

一方︑技術開発の課題以外に︑ウ

時間がかかるという特徴を持つ︒

その研究開発と計画の実現に長い

素排出電源である原子力発電は︑

大容量の電力供給が可能な低炭の多様な時間特性を有する要因をために︑原子力技術体系は︑上記

在り続けなければならない︒そのを安定的に持続させるための柱でとたび築き上げた﹁低炭素社会﹂な目標﹂の達成にとどまらず︑ひＯ ２排出削減という﹁ 瞬間風速的を目指していくべきであろうか︒

通じてどのような原子力技術体系

何が求められ︑現行の技術開発をそのような技術パラダイムとしてしていかなければならない︒では︑つ︑円滑な核燃料サイクルを実現

速増殖炉︵ＦＢＲ︶を導入し︑かいく上では︑ 世紀後半からは高原 子 力 技 術 は︑ 単 に原子力発電設備容量を維持してく必要がある︒

役割と課題に関して︑当面２０５
対しては機敏に対応する必要があ
相互に調整していくだけでなく︑ある︒%
る︒また︑本連載で検討している

ないが︑地道で不断の努力を行う
ことでこれらを同時に達成してい年のＣ削減を達成するためのゼロ・エミ

状況をまとめる︒いずれも確実なある︒図︲１に国際情勢を含めた

０ 年 に お い て Ｃ Ｏ ２排出量のさらにそのためには︑現状の技術︶2050年段階で 求められ向すべきであろうか︒︵

る原子力利用の姿大量を示すが︑年平均１・０〜１・５ＧＷの恒常的な建設が必要である︒仮に︑図︲１に示す必要条件の欠落があると︑この必要建設ペースが大きく減速する可能性が高い︒さらに言えば︑基準を超える

0

くことは決して不可能ではない︒

放射性物質が環境中に放出される
ような事故が国内外を問わず発生した場合︑あるいは︑国際的な核

5

90

60

図-1 原子力発電の持続的継続に求められる2050年段階での必要条件

物質管理体制が確立できない場合
10以下では︑こうした必要条件が達成されていること︵達成しなけ
ればいけないことである︶を前提として︑ 年段階以降の原子力利ＦＢＲサイクル 時代に 求められる 要件用の姿について述べる︒

50

本連載の第５回で指摘した諸課

原子力利用の透明性と効率性の向上

21は︑原子力は低炭素社会を支える
15

主役とはなり得ない可能性が高い︒

20

図︲２に︑原子力立国計画ベース

運転経験と科学技術の最新知見をＧＷないしはＣＯ ２ %削減

（年）
2050
2030

の高いものとなってきている︒こなどにより改良され︑かつ︑精度の進展︑計算機性能の飛躍的進歩

経験︑研究開発を通した評価技術

してその定量評価の方法は︑運転策や目指すべき定量的な目標︑そ原子力施設での具体的な安全対

2

2090
2070

14

題 で あ る﹁ 既 設 炉 の 活 用﹂
﹁ 新規

遅滞なく的確に取り込んだ設計と安全規制。

50
15

の

●FBRサ イ ク ル に 向 けて、軽水炉燃料再処理事業の実現。
●高レベル廃棄物処分事
業の実現。

シナリオの ＧＷを維持するため

30

炉の着実な建設﹂と﹁核燃料サイ●順調なリプレース・新設による発電容量の維持。
●リスク情報を活用したプラント運転管理と耐震安全性の確保。

60●多くの国の原子力発電所で、「安全文化」に基づいた高い水準の運転管理が行われ、重篤な事故が発生していない（安全性の確保）。
●核の不当な軍事炉用が検知・防止できる国際的な活動が可能であり、平和利用の体制が確立している（核拡散防止）。
●原子力利用による経済効果と環境保全の恩恵を、現在の途上国を含む多くの国の国民が実感している。

クルの確立﹂は︑ 年段階の目標

核燃料サイクルのリプレースと新設の必要設備増

国際的な状況

50

国内軽水炉を達成するための﹁必要条件﹂でFBR 建 設軽水炉
リプレ−ス

60GW、90GWにかかわらず、FBRは2050年以降年間平均
1.0GWのペースで建設が必要。
軽水炉リプレース需要は約30GW。90GW達成するためには
30GWの増設が必要。早期に増設を進めたとして、20年間で約60GWの軽水炉建設が必要である。

軽水炉増設

4
5
6
16
14

60
（80年寿命）図-2 60GWまたは90GWを維持するために必要な発電設備増大量
単位
（GW）

2

ものにすることは容易なことでは開発戦略はどのような方向性を指点を当てて述べた︒の原子力発電設備容量の実現に焦的には９０００万ｋＷ︵
設備やそれに見合う燃料サイクル

小林広昭

ＧＷ︶

坂村義治

﹁ 新たな原子力技術パラダイム﹂

電力中央研究所 原子力技術研究
所 上席研究員乾式再処理技術の開発研究に従事。

の設備は︐これらに関連する技術

北島庄一にのっとった特性を具備した上で︑

電力中央研究所 原子力技術研究
所 上席研究員 軽水炉の燃料挙動の評価、被覆管の腐食・水素化にかかわる研究に従事。

開発の進ちょくを見極めつつ中長

植田伸幸

社会に恒常的に受け入れられてい電力中央研究所 原子力技術研究
所 上席研究員 原子炉システム安全領域リーダー、工学博士。原子炉システムの安全設計・評価の研
究、
特に、金属燃料ＦＢＲの安全研究に従事。

期的に周到に整備していく必要が電力中 央研 究所﹁ 電 気 と環 境のフォーラム﹂低炭素社会を持続させる
原子力発 電

8回
第

60

15

2009.6 ／エネルギーフォーラム
複合発電
汽力発電

エネルギーフォーラム／2009.6

1
1

90

連載◎「電気で温暖化防止に挑戦」
連載◎「電気で温暖化防止に挑戦」

原子力発 電が 低炭素社 会を 担い続けるために︵ ︶新たな原子力技術パラダイム

電力中央研究所 原子力技術研究
所 上席研究員 軽水炉からFBRへの移行期サイクル諸量評価に従事。

ッション電源の大幅な拡大︑具体電力化へのシフトによる必要発電
ろう新たな技術規範︑言うなれば﹁ 低炭素社会﹂に求められるであを有する原子力発電に期待される保﹂の両立に大きなポテンシャルと﹁エネルギーセキュリティー確

で は︑﹁ 地 球 環 境 問 題 へ の 対 応﹂

連載で述べてきた︒本連載第５回とが重要であることをこれまでの排出電源による電力化を進めるこ

低炭素社会実現に向け︑低炭素

これらの相対的に短い時間変動に

会経済情勢などの影響要因があり︑拡散にかかわる国際政治動向︑社

ラ ン 需 給︵ エ ネ ル ギ ー 需 給︶︑核

一方︑技術開発の課題以外に︑ウ

時間がかかるという特徴を持つ︒

その研究開発と計画の実現に長い

素排出電源である原子力発電は︑

大容量の電力供給が可能な低炭の多様な時間特性を有する要因をために︑原子力技術体系は︑上記

在り続けなければならない︒そのを安定的に持続させるための柱でとたび築き上げた﹁低炭素社会﹂な目標﹂の達成にとどまらず︑ひＯ ２排出削減という﹁ 瞬間風速的を目指していくべきであろうか︒

通じてどのような原子力技術体系

何が求められ︑現行の技術開発をそのような技術パラダイムとしてしていかなければならない︒では︑つ︑円滑な核燃料サイクルを実現

速増殖炉︵ＦＢＲ︶を導入し︑かいく上では︑ 世紀後半からは高原 子 力 技 術 は︑ 単 に原子力発電設備容量を維持してく必要がある︒

役割と課題に関して︑当面２０５
対しては機敏に対応する必要があ
相互に調整していくだけでなく︑ある︒%
る︒また︑本連載で検討している

ないが︑地道で不断の努力を行う
ことでこれらを同時に達成してい年のＣ削減を達成するためのゼロ・エミ

状況をまとめる︒いずれも確実なある︒図︲１に国際情勢を含めた

０ 年 に お い て Ｃ Ｏ ２排出量のさらにそのためには︑現状の技術︶2050年段階で 求められ向すべきであろうか︒︵

る原子力利用の姿大量を示すが︑年平均１・０〜１・５ＧＷの恒常的な建設が必要である︒仮に︑図︲１に示す必要条件の欠落があると︑この必要建設ペースが大きく減速する可能性が高い︒さらに言えば︑基準を超える

0

くことは決して不可能ではない︒

放射性物質が環境中に放出される
ような事故が国内外を問わず発生した場合︑あるいは︑国際的な核

5

90

60

図-1 原子力発電の持続的継続に求められる2050年段階での必要条件

物質管理体制が確立できない場合
10以下では︑こうした必要条件が達成されていること︵達成しなけ
ればいけないことである︶を前提として︑ 年段階以降の原子力利ＦＢＲサイクル 時代に 求められる 要件用の姿について述べる︒

50

本連載の第５回で指摘した諸課

原子力利用の透明性と効率性の向上

21は︑原子力は低炭素社会を支える
15

主役とはなり得ない可能性が高い︒

20

図︲２に︑原子力立国計画ベース

運転経験と科学技術の最新知見をＧＷないしはＣＯ ２ %削減

（年）
2050
2030

の高いものとなってきている︒こなどにより改良され︑かつ︑精度の進展︑計算機性能の飛躍的進歩

経験︑研究開発を通した評価技術

してその定量評価の方法は︑運転策や目指すべき定量的な目標︑そ原子力施設での具体的な安全対

2

2090
2070

14

題 で あ る﹁ 既 設 炉 の 活 用﹂
﹁ 新規

遅滞なく的確に取り込んだ設計と安全規制。

50
15

の

●FBRサ イ ク ル に 向 けて、軽水炉燃料再処理事業の実現。
●高レベル廃棄物処分事
業の実現。

シナリオの ＧＷを維持するため

30

炉の着実な建設﹂と﹁核燃料サイ●順調なリプレース・新設による発電容量の維持。
●リスク情報を活用したプラント運転管理と耐震安全性の確保。

60●多くの国の原子力発電所で、「安全文化」に基づいた高い水準の運転管理が行われ、重篤な事故が発生していない（安全性の確保）。
●核の不当な軍事炉用が検知・防止できる国際的な活動が可能であり、平和利用の体制が確立している（核拡散防止）。
●原子力利用による経済効果と環境保全の恩恵を、現在の途上国を含む多くの国の国民が実感している。

クルの確立﹂は︑ 年段階の目標

核燃料サイクルのリプレースと新設の必要設備増

国際的な状況

50

国内軽水炉を達成するための﹁必要条件﹂でFBR 建 設軽水炉
リプレ−ス

60GW、90GWにかかわらず、FBRは2050年以降年間平均
1.0GWのペースで建設が必要。
軽水炉リプレース需要は約30GW。90GW達成するためには
30GWの増設が必要。早期に増設を進めたとして、20年間で約60GWの軽水炉建設が必要である。

軽水炉増設

4
5
6
16
14

60
（80年寿命）図-2 60GWまたは90GWを維持するために必要な発電設備増大量
単位
（GW）

2

ものにすることは容易なことでは開発戦略はどのような方向性を指点を当てて述べた︒の原子力発電設備容量の実現に焦的には９０００万ｋＷ︵
設備やそれに見合う燃料サイクル

小林広昭

ＧＷ︶

坂村義治

﹁ 新たな原子力技術パラダイム﹂

電力中央研究所 原子力技術研究
所 上席研究員乾式再処理技術の開発研究に従事。

の設備は︐これらに関連する技術

北島庄一にのっとった特性を具備した上で︑

電力中央研究所 原子力技術研究
所 上席研究員 軽水炉の燃料挙動の評価、被覆管の腐食・水素化にかかわる研究に従事。

開発の進ちょくを見極めつつ中長

植田伸幸

社会に恒常的に受け入れられてい電力中央研究所 原子力技術研究
所 上席研究員 原子炉システム安全領域リーダー、工学博士。原子炉システムの安全設計・評価の研
究、
特に、金属燃料ＦＢＲの安全研究に従事。

期的に周到に整備していく必要が電力中 央研 究所﹁ 電 気 と環 境のフォーラム﹂低炭素社会を持続させる
原子力発 電

8回
第

60

15

2009.6 ／エネルギーフォーラム
複合発電
汽力発電

エネルギーフォーラム／2009.6

1
1

90

連載◎「電気で温暖化防止に挑戦」
連載◎「電気で温暖化防止に挑戦」

第8回「低炭素社会を持続させる原子力発電」
連載◎「電気で温暖化防止に挑戦」

力発電を安定して持続させるためには︑準国産資源であるＰｕを利用することでウラン資源に過度に頼らない核燃料サイクルを国産技術で確立することも必要である︒
環境負荷を抑えるためには︑放射性廃棄物の量︵環境負荷への影
響度を指標とした量︶を低減する
ことと︑管理︑閉じ込め︑ないしは固定化することである︒使用済
み燃料発生量の削減も貯蔵負荷を下げるという面で重要といえる︒
これには燃料の高燃焼度化を図る
ことが有効である︒
放射性廃棄物の環境負荷影響度の高いものに︑核分裂に伴って発生し︑長期間発熱するマイナーア
クチニド︵ＭＡ︶元素群︵Ｎｐ︑Ａｍ︑Ｃｍなど︶がある︒再処理により発生する高レベル廃棄物の処分場面積は使用済み燃料を直接格化して核エネルギーが世界的にるプルトニウム︵Ｐｕ︶利用が本ている︒また︑ＦＢＲサイクルよ

して事業者も運用の高度化を図っ

規制体系を見直すとともに︑並行うした進展に伴い︑規制側は安全性である︒

を管理するひとつの具体的な方向

これはリスクを指標として安全性さくする努力が求められているが︑実行可能な限り合理的にこれを小る﹁残余のリスク﹂として評価し︑ＰＳＡ︵確率論的安全評価︶によ

設計︑能動的系統と受動的システ

コアコンセプトにおいても︑免震の開発として設定している６つの軽水炉﹂プロジェクトで要素技術在進められている﹁日本型次世代

安全システムを採用している︒現

循環や重力を駆動源とする受動的ムの最適組み合わせ︑プラントデ利用される社会では︑国際政治的件を表︲１にまとめる︒

る上で原子力技術に求められる要が求められる︒そして︑定量的なかさをより精度よく把握する努力

継続的に評価体系が内包する不確

着しているものと考えられるが︑S t a t e m e n t o f P o l i c〟y

Nuclear Power Plants; Draft

ジタル化技術が︑上記の方向性で︵ ︶科学的合理性に基づく設計と安全目標︵リスク目標︶を指標と︵ 73FR26349︶を発表した︒その内容は︑新型炉においては︑固有のなた指標の下︑リスク情報の活用は安全審査
した安全確保方策を構築すること
いしは受動的な手段を用いて︑運転設定されているものと考えられる︒

将来にわたって原子力発電が低により一層の科学的合理性が得ら

現在の活動の延長として十分に定年段階では︑国際標準化され体制に加え︑それを保障する技術が求められる︒
年以降も低炭素社会を維持す

炭素社会を持続的に支える上で︑れるものと考える︒

年５月に︑米国ＮＲＣ︵ Nuclear

安全確保方策の科学的合理性を高︶ は︑Regulatory Commission

価に影響を与えない範囲で保全活成する設計が採用される傾向にあて一桁以上低い炉心損傷確率を達持たせる意味で︑現行炉に比較し次世代軽水炉では国際競争力をい放射性廃棄物も増大することと原子力発電を拡大することに伴

燃料供給全が容易な安全系を要求している︒

高い信頼性を持ち︑簡素化されて保員の負荷を軽減する長い時間裕度とRegulation of Advanced

動を合理化する方策の規制判断にる︒例えば︑米国で型式認定を取なり︑それによる環境への影響を〝めていく努力を続けるべきと考える︒

リスク情報︵注１︶が参照されて得しているＡＰ︲１０００︵注２︶低減する必要がある︒また︑原子︵ ︶受動的安全システムの導入

おり︑わが国でもその実現に向けの安全系では︑基本的に非常用電料サイクルシステムを構築すること

近年米国では︑審査時の安全評

た活動が産官学で進められている︒

源による動力を必要とせず︑自然が必要である︒

た領域での潜在的リスクを︑地震

技術的整合性を有する︑ＭＡリサ

現行軽水炉の核燃料サイクルとの重要なポイントとなる︒すなわち︑今後の再処理技術の開発における処分されるＭＡの回収・再利用が︑が必然的に混ざるサイクルシステム

が困難な強い放射能を持った不純物

能に至らぬような不純物や︑取扱い

基本的には︑核兵器としての核的性

イクルシステムが提案されている︒

これまでにも核転用を抑制するサ︶環境負荷の 低減と 自立した

また︑改訂された耐震設計審査指

再処理において高レベル廃棄物とイクルシステムを含むＦＢＲサイを構築することである︒これを世界︵

針 において︑設計地震動を超えして核分裂生成物︵ＦＰ︶と一括

設備利用率︵％︶

クル技術を実現することにより環標準技術とすることにより︑核拡散

将来の 原子力技術体系の 実現に 向けて抵抗性の極大化につながる︒

境負荷の低減が実現できる︵図︲３︶︒
使用済み燃料の再処理は︑資源の有効活用面でも重要である︒特にプルサーマルの実施は︑Ｐｕを含有する燃料の製造・取り扱いを︶受動的安全システムを 導入
通じ︑将来的なＦＢＲ利用に向け

したFBR

︵
た貴重な技術を蓄積していくこと
源の消費量を現行の数十分の１ににもつながる︒ＦＢＲはウラン資の将来炉の研究開発では︑例えば︑

電力中央研究所︵以下︑電中研︶

200減少させる︑原子力発電の理想的めてきたナトリウム冷却小型高速炉

東芝と１９８８年より設計研究を進︶がある︒４Ｓとは︑電気Simple
出力１万ｋＷ︑ 年間燃料無交換の４ Ｓ︵︵ ︶ 核拡散抵抗性の極大化
Ｉ Ａ Ｅ Ａ︵ International

た︑核の軍事転用を抑止する国際政︶による
Atomic Energy Agency
核査察体制や核拡散防止条約といっ心︶である︒その設計具体化の際のナトリウム冷却高速炉︵金属燃料炉︑ Small andSuper-Safe

な形態のひとつである︒

150

100

50

に核兵器への転用が著しく困難な燃治システムを確立する一方︑技術的による安全性の確保とシビアアクシ

設計思想として︑①受動的システム

30

処分した場合に比べ小さいが︑長期的に原子力発電を維持していく
上では︑さらなる処分負荷の低減が必要である︒
必要な処分場面積は︑廃棄物の96gCO2/km

PHEV（4kWh）
02005 （年）
2000

核拡散抵抗性の極大化

発熱量が大きく影響する︒現行の

8. FBR（MAリサイクルあり）

核の転用を未然に防止④

2009.6 ／エネルギーフォーラム
エネルギーフォーラム／2009.6

3
149gCO2/km

EV60
7. FBR（Npリサイクルあり）

化
発生廃棄物の質的改善

環境負荷の低減と自立した燃料供給

083

6. FBR

発生エネルギーあたりの核燃料の量の極小③

シビアアクシデントの防止

受動的安全システムの導入

信頼性の向上、安全確保方策の簡素化、②

50

4. プルサーマル

1995（原子力委員会 研究開発専門部会 分離変換技術検討会 会議資料第1-3-2号）

日本
70
5. プルサーマル（MAリサイクルあり）

1990
40
発電電力量あたりの占有面積（m2/GWy）80
3. LWR（MAリサイクルあり）

効率化と透明性の確保

安全審査

50

2

124gCO2/km

HEV

502000 3000 4000 5000 6000 7000
1000
0196gCO2/km

4

ガソリン車

90
2. LWR

科学的合理性に

1

[1]

米国

図-3 処分場の廃棄体定置面積100（発電電力量あたり：硬岩・横置き）
1. LWR（直接処分）

国際標準化された指針類による安全審査の① 基づく設計と表-1 将来技術に求められる要件（番号は以下の節に対応）
容
内
要件項目

第8回「低炭素社会を持続させる原子力発電」
連載◎「電気で温暖化防止に挑戦」

力発電を安定して持続させるためには︑準国産資源であるＰｕを利用することでウラン資源に過度に頼らない核燃料サイクルを国産技術で確立することも必要である︒
環境負荷を抑えるためには︑放射性廃棄物の量︵環境負荷への影
響度を指標とした量︶を低減する
ことと︑管理︑閉じ込め︑ないしは固定化することである︒使用済
み燃料発生量の削減も貯蔵負荷を下げるという面で重要といえる︒
これには燃料の高燃焼度化を図る
ことが有効である︒
放射性廃棄物の環境負荷影響度の高いものに︑核分裂に伴って発生し︑長期間発熱するマイナーア
クチニド︵ＭＡ︶元素群︵Ｎｐ︑Ａｍ︑Ｃｍなど︶がある︒再処理により発生する高レベル廃棄物の処分場面積は使用済み燃料を直接格化して核エネルギーが世界的にるプルトニウム︵Ｐｕ︶利用が本ている︒また︑ＦＢＲサイクルよ

して事業者も運用の高度化を図っ

規制体系を見直すとともに︑並行うした進展に伴い︑規制側は安全性である︒

を管理するひとつの具体的な方向

これはリスクを指標として安全性さくする努力が求められているが︑実行可能な限り合理的にこれを小る﹁残余のリスク﹂として評価し︑ＰＳＡ︵確率論的安全評価︶によ

設計︑能動的系統と受動的システ

コアコンセプトにおいても︑免震の開発として設定している６つの軽水炉﹂プロジェクトで要素技術在進められている﹁日本型次世代

安全システムを採用している︒現

循環や重力を駆動源とする受動的ムの最適組み合わせ︑プラントデ利用される社会では︑国際政治的件を表︲１にまとめる︒

る上で原子力技術に求められる要が求められる︒そして︑定量的なかさをより精度よく把握する努力

継続的に評価体系が内包する不確

着しているものと考えられるが︑S t a t e m e n t o f P o l i c〟y

Nuclear Power Plants; Draft

ジタル化技術が︑上記の方向性で︵ ︶科学的合理性に基づく設計と安全目標︵リスク目標︶を指標と︵ 73FR26349︶を発表した︒その内容は︑新型炉においては︑固有のなた指標の下︑リスク情報の活用は安全審査
した安全確保方策を構築すること
いしは受動的な手段を用いて︑運転設定されているものと考えられる︒

将来にわたって原子力発電が低により一層の科学的合理性が得ら

現在の活動の延長として十分に定年段階では︑国際標準化され体制に加え︑それを保障する技術が求められる︒
年以降も低炭素社会を維持す

炭素社会を持続的に支える上で︑れるものと考える︒

年５月に︑米国ＮＲＣ︵ Nuclear

安全確保方策の科学的合理性を高︶ は︑Regulatory Commission

価に影響を与えない範囲で保全活成する設計が採用される傾向にあて一桁以上低い炉心損傷確率を達持たせる意味で︑現行炉に比較し次世代軽水炉では国際競争力をい放射性廃棄物も増大することと原子力発電を拡大することに伴

燃料供給全が容易な安全系を要求している︒

高い信頼性を持ち︑簡素化されて保員の負荷を軽減する長い時間裕度とRegulation of Advanced

動を合理化する方策の規制判断にる︒例えば︑米国で型式認定を取なり︑それによる環境への影響を〝めていく努力を続けるべきと考える︒

リスク情報︵注１︶が参照されて得しているＡＰ︲１０００︵注２︶低減する必要がある︒また︑原子︵ ︶受動的安全システムの導入

おり︑わが国でもその実現に向けの安全系では︑基本的に非常用電料サイクルシステムを構築すること

近年米国では︑審査時の安全評

た活動が産官学で進められている︒

源による動力を必要とせず︑自然が必要である︒

た領域での潜在的リスクを︑地震

技術的整合性を有する︑ＭＡリサ

現行軽水炉の核燃料サイクルとの重要なポイントとなる︒すなわち︑今後の再処理技術の開発における処分されるＭＡの回収・再利用が︑が必然的に混ざるサイクルシステム

が困難な強い放射能を持った不純物

能に至らぬような不純物や︑取扱い

基本的には︑核兵器としての核的性

イクルシステムが提案されている︒

これまでにも核転用を抑制するサ︶環境負荷の 低減と 自立した

また︑改訂された耐震設計審査指

再処理において高レベル廃棄物とイクルシステムを含むＦＢＲサイを構築することである︒これを世界︵

針 において︑設計地震動を超えして核分裂生成物︵ＦＰ︶と一括

設備利用率︵％︶

クル技術を実現することにより環標準技術とすることにより︑核拡散

将来の 原子力技術体系の 実現に 向けて抵抗性の極大化につながる︒

境負荷の低減が実現できる︵図︲３︶︒
使用済み燃料の再処理は︑資源の有効活用面でも重要である︒特にプルサーマルの実施は︑Ｐｕを含有する燃料の製造・取り扱いを︶受動的安全システムを 導入
通じ︑将来的なＦＢＲ利用に向け

したFBR

︵
た貴重な技術を蓄積していくこと
源の消費量を現行の数十分の１ににもつながる︒ＦＢＲはウラン資の将来炉の研究開発では︑例えば︑

電力中央研究所︵以下︑電中研︶

200減少させる︑原子力発電の理想的めてきたナトリウム冷却小型高速炉

東芝と１９８８年より設計研究を進︶がある︒４Ｓとは︑電気Simple
出力１万ｋＷ︑ 年間燃料無交換の４ Ｓ︵︵ ︶ 核拡散抵抗性の極大化
Ｉ Ａ Ｅ Ａ︵ International

た︑核の軍事転用を抑止する国際政︶による
Atomic Energy Agency
核査察体制や核拡散防止条約といっ心︶である︒その設計具体化の際のナトリウム冷却高速炉︵金属燃料炉︑ Small andSuper-Safe

な形態のひとつである︒

150

100

50

に核兵器への転用が著しく困難な燃治システムを確立する一方︑技術的による安全性の確保とシビアアクシ

設計思想として︑①受動的システム

30

処分した場合に比べ小さいが︑長期的に原子力発電を維持していく
上では︑さらなる処分負荷の低減が必要である︒
必要な処分場面積は︑廃棄物の96gCO2/km

PHEV（4kWh）
02005 （年）
2000

核拡散抵抗性の極大化

発熱量が大きく影響する︒現行の

8. FBR（MAリサイクルあり）

核の転用を未然に防止④

2009.6 ／エネルギーフォーラム
エネルギーフォーラム／2009.6

3
149gCO2/km

EV60
7. FBR（Npリサイクルあり）

化
発生廃棄物の質的改善

環境負荷の低減と自立した燃料供給

083

6. FBR

発生エネルギーあたりの核燃料の量の極小③

シビアアクシデントの防止

受動的安全システムの導入

信頼性の向上、安全確保方策の簡素化、②

50

4. プルサーマル

1995（原子力委員会 研究開発専門部会 分離変換技術検討会 会議資料第1-3-2号）

日本
70
5. プルサーマル（MAリサイクルあり）

1990
40
発電電力量あたりの占有面積（m2/GWy）80
3. LWR（MAリサイクルあり）

効率化と透明性の確保

安全審査

50

2

124gCO2/km

HEV

502000 3000 4000 5000 6000 7000
1000
0196gCO2/km

4

ガソリン車

90
2. LWR

科学的合理性に

1

[1]

米国

図-3 処分場の廃棄体定置面積100（発電電力量あたり：硬岩・横置き）
1. LWR（直接処分）

国際標準化された指針類による安全審査の① 基づく設計と表-1 将来技術に求められる要件（番号は以下の節に対応）
容
内
要件項目

第8回「低炭素社会を持続させる原子力発電」

設計思想は先に示したＮＲＣの要求︶を行っていApplication Review
る︒審査の公聴会において︑４Ｓの

︵
N
u
c
l
e
ar Regulatory︶への事前申請︵ PreCommission

代表者として４Ｓの米国ＮＲＣ

震設計による設計の標準化 ︱︱など機器を排除した信頼性の確保︑③免

デントの回避︑②原子炉内から動的ＩＲＴのプロセスを含めて事前審査

要であることを︑その結論に至るＰップされ︑この分野の研究開発が重循環除熱にかかわる現象がピックア

４ＳのＰＩＲＴでは︑安全系の自然

ど︑研究開発の優先順位が高くなる︒にもかかわらず知見が少ない現象ほを同定した︒安全性への影響が高い

合いと︑それに関する知見の度合いの安全評価にかかわる現象の影響度

ＳのＰＩＲＴでは代表的な過渡事象達成できるものと考える︒

積み上げ長期的に取り組むことでもしれないが︑現状の研究開発をかと予想する︒楽観的に過ぎるかさの極小化が図られるのではない

レーション解析を通して︑不確かな計算機技術の進展によるシミュが開発されるか︑または︑飛躍的見通したとき︑革新的な計測技術ている︒今後 年間の技術革新をでは機構論的な解明は困難とされとされているが︑現状の計測技術

い進めることは言を俟たない︒

基づき策定された研究開発戦略に従は︑透明性の高い技術評価とそれにであろう︒また︑こうした課題解決性を持たせた評価手法の開発も必要

環境に依存することから︑時間依存に︑その性能は温度や圧力と言ったで定量化することが挙げられる︒特ける作動信頼性を︑受動的システムてきた最適評価コードやＰＳＡにおステムを対象として開発が進められ今後の別の課題として︑能動的シれた︒

を設定した︒ 年 月より︑東芝をに合致するものであることが理解さの公聴会で説明した︒︵ ︶次世代軽水炉の燃料開発

では崩壊熱除去システムに自然循環ても︑軽水炉の分野で既に確立し待されるＦＢＲの安全評価におい査研究︵ＦＳ︶﹂や﹁もんじゅ﹂な施された﹁ＦＢＲサイクル実用化調
済み燃料発生量の低減︑環境負荷期を担う次世代軽水炉には︑使用

現行軽水炉からＦＢＲへの移行

受動的安全システムとして︑４Ｓを採用している︒事前申請では︑Ｎどの成果に基づき︑実用化に重点を服するため︑産官学が一体となり︑ているであろう︑最適評価コード

的安全評価手法は︑保守性を合理
ProjectＦＢＲサイクル実用化研
究開発︶研究が 年度より進められ
軽水炉燃料の高度化に取り組んで

Ｒ Ｃ の 一 般 設 計 規 則︵ Ｇ Ｄ Ｃ︶に沿っGeneral Design Criteriaて高速炉４Ｓに適合する指針を作成
的に扱うことにより︑安全裕度をている︒ＦＳで主概念︵注３︶としいる︒の低減︑経済性の向上︑ウラン資するとともに︑今後の開発課題の同適正化しようとするものである︒て選定されたＦＢＲシステム︵ナト

源の有効利用︑信頼性の向上など定を目的として︑国内外の５人の専
しかしながら︑使用する解析モデ
リウム冷却１５０万ｋＷ２ループシ

置 い た Ｆ ａ Ｃ Ｔ︵ Fast Reactor

門家によるＰＩＲＴ︵ Phenomena
ルや入力データの不確かさが大き07︶を実施してＮＲＣへ提示し
Table
た︒ＰＩＲＴとは︑評価対象が内包期待できない︒

い場合には︑その合理化効果にはあるが︑自然循環の適用性検討が文ステム︶の現設計は強制循環除熱でても発生エネルギー当たりの再処

けた通過点として︑軽水炉におい将来的な環境負荷の極小化に向あり︑解析コードの検証や︑新型炉流速域での流動特性の把握が重要

自然循環除熱に関しては︑極低ら︑ＭＡの燃焼効率が良い︒

中性子のエネルギーが高いことかいる︒の優れた特長であり︑一方︑Ｐｕがって回収されることは︑乾式再処理と︑すなわち︑使用済み燃料発生

理する核燃料の量を最小化するこの安全性検証の際に推奨される︒４

第２再処理工場は︑六ケ所再処理量のＰｕを供給する必要がある︒

発生量を低減することができれば︑高燃焼度化により使用済み燃料より︑現在に比べて使用済み燃料

Ｕまで燃焼度を増加させることに化が有効である︒ ＭＷｄ／ｋｇ

ＭＷｄ／ｋｇＵを超える高燃焼度

発生量の低減は︑第２再処理工場の高燃焼度化による使用済み燃料ることが要求される︒軽水炉燃料

み燃料を再処理できる能力を有す

ち高燃焼度およびＭＯＸの使用済ができない使用済み燃料︑すなわ

工場では基本的に受け入れることする︒この時︑電極ではさまざまなにより︑ウランとＰｕを陰極で回収料を陽極として電気分解を行うことせた塩︵溶融塩︶の中で使用済み燃いる︒すなわち︑５００℃で融解さ理と呼ばれるプロセスが採用されて金属燃料の再処理では︑乾式再処

電中研がＥＵ超ウラン元素研究所

Ａ添加の金属燃料の断面写真で︑図︲４は︑高速炉で照射したＭとなっているであろう表 １-の③と④を具備した再処理システムである︒

障される︒すなわち︑世界標準要件

らは︑核拡散抵抗性が高いことが保高い純度で回収されないという面か発生量を約 ％低減できる︒

高燃焼度を達成するためには︑燃荷の低減と自立した燃料供給﹂ととに加えて︑表︲１の③﹁環境負技術は︑安全で経済性に優れるこ出製造から成る金属燃料サイクル

金属燃料炉心と乾式再処理＋射カドミウム陰収され︑液体が高純度で回ば金属ウラン

陰極を用いれ利用して︑鉄性質をうまく成分が溶解あるいは析出するが︑そ現在懸案となっている再処理する︵

料中の２３５Ｕ濃縮度を現行の制④﹁核拡散抵抗性の極大化﹂とい極を用いれば性を有する乾式再処理技術までの期間の貯蔵管理の負担軽減につながる︒さらに︑将来的には限値を超える５％以上にする必要う点で高い潜在能力を持つ︒

また︑ ＭＷｄ／ｋｇＵ以上の組む必要がある︒

があり︑関連する法体系の整備とMOX燃料の高燃焼度化にも取り︶MAを 閉じ 込め 核拡散抵抗のコンパクト化につながる︒

70も持つこととなる︒ 年からＦＢ

ＢＲの初期装荷燃料としての役割

プルサーマルへの利用と同時にＦ再処理により回収したＰｕは︑

済むこと︑燃料の増殖性能が良い

原子炉内の燃料装荷量が少なくて化物に比べて密度が高いことから︑用していることである︒金属は酸ている酸化物ではなく︑金属を使料としてもんじゅなどで用いられこの技術の特長は︑原子炉の燃がＰｕに混ざ

なくてもＭＡ

セスを付加し特別なプロる︒

して回収できやＭＡと一括Ｐｕがウラン

それに基づく燃料製造ラインの対Ｒを滞りなく導入するためには︑ことなどの特長を有する︒また︑50

応が急がれる︒

第２再処理工場を建設し︑十分な

図-4 高速炉フェニックスで照射したMA添加金属燃料の断面︵ ＩＴＵ︶と共同で実施中の研究

55の順番はイオン化傾向に従う︒そのれている集合体取出最高燃焼度量の低減のためには︑現在達成さ

部科学省公募研究として実施されてする現象に優先順位を付けるものでが求められる︒これらの課題を克Identification and Ranking

を用いた統計的安全評価手法を適2用することになるであろう︒統計

99

10

Cycle Technology Development

現在︑ 年７月から 年度まで実05

世紀後半から大幅な導入が期

30

21
3

30

70

2009.6 ／エネルギーフォーラム
エネルギーフォーラム／2009.6

07

連載◎「電気で温暖化防止に挑戦」

第8回「低炭素社会を持続させる原子力発電」

設計思想は先に示したＮＲＣの要求︶を行っていApplication Review
る︒審査の公聴会において︑４Ｓの

︵
N
u
c
l
e
ar Regulatory︶への事前申請︵ PreCommission

代表者として４Ｓの米国ＮＲＣ

震設計による設計の標準化 ︱︱など機器を排除した信頼性の確保︑③免

デントの回避︑②原子炉内から動的ＩＲＴのプロセスを含めて事前審査

要であることを︑その結論に至るＰップされ︑この分野の研究開発が重循環除熱にかかわる現象がピックア

４ＳのＰＩＲＴでは︑安全系の自然

ど︑研究開発の優先順位が高くなる︒にもかかわらず知見が少ない現象ほを同定した︒安全性への影響が高い

合いと︑それに関する知見の度合いの安全評価にかかわる現象の影響度

ＳのＰＩＲＴでは代表的な過渡事象達成できるものと考える︒

積み上げ長期的に取り組むことでもしれないが︑現状の研究開発をかと予想する︒楽観的に過ぎるかさの極小化が図られるのではない

レーション解析を通して︑不確かな計算機技術の進展によるシミュが開発されるか︑または︑飛躍的見通したとき︑革新的な計測技術ている︒今後 年間の技術革新をでは機構論的な解明は困難とされとされているが︑現状の計測技術

い進めることは言を俟たない︒

基づき策定された研究開発戦略に従は︑透明性の高い技術評価とそれにであろう︒また︑こうした課題解決性を持たせた評価手法の開発も必要

環境に依存することから︑時間依存に︑その性能は温度や圧力と言ったで定量化することが挙げられる︒特ける作動信頼性を︑受動的システムてきた最適評価コードやＰＳＡにおステムを対象として開発が進められ今後の別の課題として︑能動的シれた︒

を設定した︒ 年 月より︑東芝をに合致するものであることが理解さの公聴会で説明した︒︵ ︶次世代軽水炉の燃料開発

では崩壊熱除去システムに自然循環ても︑軽水炉の分野で既に確立し待されるＦＢＲの安全評価におい査研究︵ＦＳ︶﹂や﹁もんじゅ﹂な施された﹁ＦＢＲサイクル実用化調
済み燃料発生量の低減︑環境負荷期を担う次世代軽水炉には︑使用

現行軽水炉からＦＢＲへの移行

受動的安全システムとして︑４Ｓを採用している︒事前申請では︑Ｎどの成果に基づき︑実用化に重点を服するため︑産官学が一体となり︑ているであろう︑最適評価コード

的安全評価手法は︑保守性を合理
ProjectＦＢＲサイクル実用化研
究開発︶研究が 年度より進められ
軽水炉燃料の高度化に取り組んで

Ｒ Ｃ の 一 般 設 計 規 則︵ Ｇ Ｄ Ｃ︶に沿っGeneral Design Criteriaて高速炉４Ｓに適合する指針を作成
的に扱うことにより︑安全裕度をている︒ＦＳで主概念︵注３︶としいる︒の低減︑経済性の向上︑ウラン資するとともに︑今後の開発課題の同適正化しようとするものである︒て選定されたＦＢＲシステム︵ナト

源の有効利用︑信頼性の向上など定を目的として︑国内外の５人の専
しかしながら︑使用する解析モデ
リウム冷却１５０万ｋＷ２ループシ

置 い た Ｆ ａ Ｃ Ｔ︵ Fast Reactor

門家によるＰＩＲＴ︵ Phenomena
ルや入力データの不確かさが大き07︶を実施してＮＲＣへ提示し
Table
た︒ＰＩＲＴとは︑評価対象が内包期待できない︒

い場合には︑その合理化効果にはあるが︑自然循環の適用性検討が文ステム︶の現設計は強制循環除熱でても発生エネルギー当たりの再処

けた通過点として︑軽水炉におい将来的な環境負荷の極小化に向あり︑解析コードの検証や︑新型炉流速域での流動特性の把握が重要

自然循環除熱に関しては︑極低ら︑ＭＡの燃焼効率が良い︒

中性子のエネルギーが高いことかいる︒の優れた特長であり︑一方︑Ｐｕがって回収されることは︑乾式再処理と︑すなわち︑使用済み燃料発生

理する核燃料の量を最小化するこの安全性検証の際に推奨される︒４

第２再処理工場は︑六ケ所再処理量のＰｕを供給する必要がある︒

発生量を低減することができれば︑高燃焼度化により使用済み燃料より︑現在に比べて使用済み燃料

Ｕまで燃焼度を増加させることに化が有効である︒ ＭＷｄ／ｋｇ

ＭＷｄ／ｋｇＵを超える高燃焼度

発生量の低減は︑第２再処理工場の高燃焼度化による使用済み燃料ることが要求される︒軽水炉燃料

み燃料を再処理できる能力を有す

ち高燃焼度およびＭＯＸの使用済ができない使用済み燃料︑すなわ

工場では基本的に受け入れることする︒この時︑電極ではさまざまなにより︑ウランとＰｕを陰極で回収料を陽極として電気分解を行うことせた塩︵溶融塩︶の中で使用済み燃いる︒すなわち︑５００℃で融解さ理と呼ばれるプロセスが採用されて金属燃料の再処理では︑乾式再処

電中研がＥＵ超ウラン元素研究所

Ａ添加の金属燃料の断面写真で︑図︲４は︑高速炉で照射したＭとなっているであろう表 １-の③と④を具備した再処理システムである︒

障される︒すなわち︑世界標準要件

らは︑核拡散抵抗性が高いことが保高い純度で回収されないという面か発生量を約 ％低減できる︒

高燃焼度を達成するためには︑燃荷の低減と自立した燃料供給﹂ととに加えて︑表︲１の③﹁環境負技術は︑安全で経済性に優れるこ出製造から成る金属燃料サイクル

金属燃料炉心と乾式再処理＋射カドミウム陰収され︑液体が高純度で回ば金属ウラン

陰極を用いれ利用して︑鉄性質をうまく成分が溶解あるいは析出するが︑そ現在懸案となっている再処理する︵

料中の２３５Ｕ濃縮度を現行の制④﹁核拡散抵抗性の極大化﹂とい極を用いれば性を有する乾式再処理技術までの期間の貯蔵管理の負担軽減につながる︒さらに︑将来的には限値を超える５％以上にする必要う点で高い潜在能力を持つ︒

また︑ ＭＷｄ／ｋｇＵ以上の組む必要がある︒

があり︑関連する法体系の整備とMOX燃料の高燃焼度化にも取り︶MAを 閉じ 込め 核拡散抵抗のコンパクト化につながる︒

70も持つこととなる︒ 年からＦＢ

ＢＲの初期装荷燃料としての役割

プルサーマルへの利用と同時にＦ再処理により回収したＰｕは︑

済むこと︑燃料の増殖性能が良い

原子炉内の燃料装荷量が少なくて化物に比べて密度が高いことから︑用していることである︒金属は酸ている酸化物ではなく︑金属を使料としてもんじゅなどで用いられこの技術の特長は︑原子炉の燃がＰｕに混ざ

なくてもＭＡ

セスを付加し特別なプロる︒

して回収できやＭＡと一括Ｐｕがウラン

それに基づく燃料製造ラインの対Ｒを滞りなく導入するためには︑ことなどの特長を有する︒また︑50

応が急がれる︒

第２再処理工場を建設し︑十分な

図-4 高速炉フェニックスで照射したMA添加金属燃料の断面︵ ＩＴＵ︶と共同で実施中の研究

55の順番はイオン化傾向に従う︒そのれている集合体取出最高燃焼度量の低減のためには︑現在達成さ

部科学省公募研究として実施されてする現象に優先順位を付けるものでが求められる︒これらの課題を克Identification and Ranking

を用いた統計的安全評価手法を適2用することになるであろう︒統計

99

10

Cycle Technology Development

現在︑ 年７月から 年度まで実05

世紀後半から大幅な導入が期

30

21
3

30

70

2009.6 ／エネルギーフォーラム
エネルギーフォーラム／2009.6

07

連載◎「電気で温暖化防止に挑戦」

第8回「低炭素社会を持続させる原子力発電」に着手し︑日本原子力研究開発機ことを目的としている︒

金属燃料炉心で効率良く燃焼するである︒軽水炉で生成するＭＡをイクルが研究されている︒特に韓実情に応じた観点から金属燃料サ見据えた高増殖性能など︑国々のは将来のエネルギー需要の増大を

核廃棄物の低減︑インドや中国で再処理している︒ＥＵや韓国では子力利用を維持発展させていくた

実現した低炭素社会を支える原めのハードルは高い︒

らなる長期的な目標を達成するた

成功裏に進んでいるとしても︑さ実現のための先行的な研究開発が地震動の影響が施設に及ぶこと

スク﹂は︑設計地震動を上回るた情報を意味する︒﹁残余のリ結びつきやすいかなどを評価し機器などの故障が大きな事故に起こる確率やどのような系統・︵注１︶１原子力施設で事故が電中研では 年代後半から研究
構︵ＪＡＥＡ︶やＩＴＵなどの国により︑施設に重大な損傷事象が発生すること︑大量の放射性めに︑われわれ原子力技術者には今後︑原子力を取り巻く社会環
物質が放散する事象が発生する

無限の努力が求められる︒
境に多少の変動があろうとも︑そこと︑あるいはその結果として国とインドでは︑米国や日本に続れらに柔軟に対応し得る硬直化し周辺公衆に対して放射線被曝にいて︑工学規模ホット試験に向けない機動的な開発計画の下︑ブレよる災害を及ぼすことのリスク

内外の研究機関︑大学︑メーカー

ることなく研究〜開発〜実証〜実を意味する︒などと共同で︑数キログラムのウ研究開発に長い時間を要する原用のサイクルを推進し︑研究開発

た機器開発を精力的に進めている︒

子力発電が低炭素社会を持続的にの果実を社会に広めていかなけれ

低炭素社会の 持 続的
発 展に 向けて支えていくためには︑地道な研究ばならないことを肝に銘じ︑日々策については︑簡単ではあるが第炉施設に関する耐震設計審査指針

原子力安全委員会 発電用原子られる実用システム概念︒

として実現性が最も高いと考え︵注３︶現在の知見で実用施設

圧水型原子炉の名称︒

エレクトリック社が設計する加︵注２︶ウェスティングハウス・開発を継続し︑その知見を随時実の努力を重ねていきたい︒という︑息の長い取り組みが必要である︒
冒頭に述べた 年の原子力利用の姿を実現することは容易ではな

５回で述べたことから︑今回はあ︵2006年 月︶い︒その実現のための課題と解決
参考文献

用化して商業利用に反映していく

ラン︑約１００ｇのＰｕ︑さらに照射燃料まで用いて着実に研究を進展させてきており︑現在は実用的な工学機器開発の段階に入っている︒今後は︑将来の工学規模ホット試験の実施に向けて︑プロセス全体の工学的実証に加えて︑遠隔操作や保障措置︑許認可などにも対応した研究開発を進めていく
計画が構想されている︒ 最後に世界的な研究開発状況についても簡単に記述しておく︒金属燃料サ
イクルの発案者である米国のアルゴンヌ／アイダホ国立研究所では︑えて実現できているとした 年を階での環境が整い︑その後の社会

9

金属燃料高速実験炉ＥＢＲ-Ⅱの50基点として論を展開した︒ 年段

50 50

実使用済み燃料を用いた工学試験を 年から実施してきており︑これまでに大きなトラブル無く合計３・５ｔを超える使用済み燃料を［1］

4

2009.6 ／エネルギーフォーラム
エネルギーフォーラム／2008.12

80

96

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