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核分裂エネルギーの持続可能発展を求めて―「未来の先進核分裂エネルギー―ADS転換システム」戦略的先導科学技術特定プロジェクトとその進展(その1)

2016年1月28日 中国科学院
「未来の先進核分裂エネルギー―ADS転換システム」戦略的先導科学技術特定プロジェクト研究チーム

概要

 加速器駆動未臨界システム(ADS,Accelerator Driven Sub-critical System)は、ハイフラックスな硬化中性子を提供し、長寿の核種を転換する能力が高く、核廃棄物の放射性の危害を大幅に引き下げ、核廃棄物の最少化を実現することができ、核廃棄物処理にあたっての世界最高の技術経路とみなされている。本稿では、ADS研究に対する国家のニーズを分析し、国内外の発展の現状を概述し、同時に、中国科学院の戦略的先導科学技術特定プロジェクト(A類)の「未来の先進核分裂エネルギー——ADS転換システム」の実施・進展状況を紹介し、未来の発展を展望する。

【キーワード】原子力、使用済み燃料、加速器駆動臨界システム(ADS)、中国科学院戦略的先導科学技術特定プロジェクト

1 国家戦略ニーズの分析

1.1 原子力発展は中国の経済社会の持続可能発展を保障する戦略的選択である

 中国のエネルギー構造においては、長期にわたり、石炭や石油、天然ガスなどの従来の化石エネルギーが絶対的な主導的地位にあり、エネルギー消費に占める割合は90%に達している。化石エネルギーに偏った単一的な消費構造は、エネルギーの供給リスクを高めると同時に、深刻な環境汚染問題をもたらしている。このため、クリーンエネルギーの発展は、中国と世界のエネルギーの持続可能発展の戦略的な選択となっている。2009年9月22日、胡錦涛主席は国連の気候変動サミットで、「気候変動の挑戦に連携して対応しよう」という重要講話を発表し、中国は「再生可能エネルギーと原子力を大いに発展させ、一次エネルギー消費に占める非化石エネルギーの割合を2020年までに15%前後とする」との方針を示した。2014年11月12日、中米両国は、共同で打ち出した「中米気候変動共同声明」の中で、中国が一次エネルギー消費に占める非化石エネルギーの割合を2030年までに20%前後に高める計画であることを再び明らかにした。

 核分裂エネルギーは、技術的に成熟したクリーンエネルギーであり、▽効率が高い、▽排出する炭素が低い、▽安全で信頼性が高い、▽大規模生産ができる――などの際立ったメリットを持っている。原子力発電を安全かつ効率的、クリーン、持続可能な形で発展させることは、未来のエネルギー供給問題を解決し、経済社会の持続可能発展を保障する戦略的な選択であり、中国のここ半世紀以来の夢であり、全人類共通の夢でもある。中国は2005年、原子力発電の積極的発展という戦略方針をはっきりと打ち出し、2007年には「原子力発電中長期発展計画(2005-2020年)」を打ち出した。2011年の日本の福島原発事故の影響を受け、中国の原子力発電発展計画には相応の調整がなされたが、中国の経済社会の持続可能発展における原子力発展の戦略的地位は変わっていない。調整後の原子力発電発展計画によると、原子力発電の稼働発電容量は2020年までに58GWeに達し、建設中の原子力発電ユニットの発電容量は30GWeに達する見込みだ。国際原子力機関(IAEA)の統計データによると、現在、世界の稼働中原子力発電ユニットは443基、総発電能力は381.36GWeに達している。2014年、総発電量に占める原子力発電の割合は~11%だった。一方、中国の稼働中の原子力発電ユニットは27基、発電能力は23.03GWe、2014年の総発電量に占める割合は~2.4%にとどまった。これらのデータは、中国の原子力発電事業がまだ巨大な発展スペースを持っていることを示している。

1.2 原子力の長期持続発展には核廃棄物の安全処理の実現が必要である

 中国の一次エネルギー消費に占める非化石エネルギーの割合を2030年に20%にするとして計算すると、中国の原子力発電の発電容量は150-200GWeになることになり、中国は、原子力発電の発電容量が世界で最大の国となる(米国は現在約100GWeで総発電量に占める割合は~20%)。このため核分裂エネルギーの持続可能発展の問題には真剣に取り組まなければならない。核分裂エネルギーの持続可能発展にあたっては、安全を確保するという前提の下で2 つの大きな問題を解決しなければならない。核燃料の安定的で信頼できる供給と使用済み燃料(とりわけ寿命が長く放射量の高い廃棄物)の安全処理・処分の問題である。この先導特定プロジェクトがターゲットとしているのは後者の問題であり、これは、中国さらには世界の原子力界が避けては通れない重大問題であり、未解決の世界的な難題でもある。

 自然界においては、核分裂を起こしやすいウラン235(235U)の天然存在度はわずか約0.72%で、ウラン238(238U)が約99.28%とほとんどである。原子力発電の現在の主要炉型である軽水炉では主に、235Uの含量が3.5%前後のウランを核燃料としている。反応炉の運転によって235Uの濃度が一定程度まで下がった後、核燃料は取り出され、使用済み燃料となる。100万kWの反応炉で計算すると、毎年取り出される使用済み燃料のうち、循環利用できるものを含む235Uと238Uは約23.75トン、プルトニウム(Pu)は約200kg、短中寿命の核分裂生成物は約1トン、マイナーアクチノイド核種(MA、Minor Actinides)は約20kg、長寿命の核分裂生成物(LLFP、Long-Lived Fission Product)は約30kgとなる。使用済み燃料の潜在的で危害のある長期的なリスクは主にMA とLLFPから来るもので、放射性水準は、数万年から数十万年にわたる崩壊を経て初めて、天然ウラン鉱の水準にまで下がる。

 中国の加圧水型原子力発電所の発電容量の増加に伴い、核廃棄物の累積量は急速に増加していくものと考えられる。2030年の原子力発電の発電容量が150-200GWeに達するとすれば、使用済み燃料の累積保存料は3.8万-5万トンとなり、そのうちPuは300-400トン、MAは30-40トン、LLFPは45-60トンと考えられる。使用済み燃料とりわけ長寿命の高放射性廃棄物の安全処理・処分は、中国の原子力発電の持続可能発展に影響するネックの問題の一つとなる。

 核燃料の生産と使用済み燃料の処理、廃棄物の処分の方式の違いに応じて、世界には主に3種の核燃料サイクルモデルが存在する。ワンススルー方式の「開放系サイクル」モデルと、後処理によって使用済み燃料を235Uと239Puに分離して再利用(MOX燃料)する「閉鎖系サイクル」モデル、「分離-転換」(P-T、Partition-Transmutation)の「併催系サイクル」モデルである(図1)。

図1

図1 核燃料サイクルモデルの過程

 「開放系サイクル」モデルにおいては、核燃料が燃焼されるのは一度だけで、使用済み燃料は、反応炉の現場に置かれて冷却された後、処理場に送られて密封され、地中深くに埋められる。このようなモデルは総体的に費用が低く、またPuの分離を行わないため、核拡散の防止ともなる。だが地質層の中に長期にわたって置いておかなければならないため、その環境リスクは予期できず、有効な制御もできない。ウラン/プルトニウムを分離して回収・再利用する「閉鎖系サイクル」モデルでは、核燃料の利用効率を大きく高めることができると同時に、高放射性核廃棄物の処分量を大幅に減らすことができる。処分が簡単でコストが低い(環境への長期的影響を考慮しない)ことから、大多数の核分裂エネルギーの応用においては「ワンススルー」政策が取られている。一部の先進国は「閉鎖系サイクル」の研究を続け、後処理や混合酸化物(MOX)燃料などの要となる技術を長期にわたって発展させ、すでに商業応用の可能な水準に到達している。

 1990年代、核科学技術界は、より先進的な核廃棄物処分戦略である「P-T戦略」を打ち出した。その核心は、閉鎖系サイクルの後処理と分離を土台として、核転換反応をさらに利用し、長寿命で高放射性の核種を中短寿命で低放射性または安定した核種に転換することにあった。研究によれば、長寿命で高放射性の核廃棄物の放射性水準は、転換処理を経た後、300-700年で普通のウラン鉱の放射性の水準にまで低下する。地中深くでの処理の必要な核廃棄物の体積(ガラス固化後)は、開放系サイクルモデルの1/50、ウラン/プルトニウムを分離する閉鎖系サイクルモデルの1/10程度となる。このプランは、地中に置かれる核廃棄物の容器と地質条件に存在する問題をほぼ解決した。P-T戦略は現在、世界的な研究と整備の段階に入っている。

1.3 ADSは核廃棄物安全処分の第一の技術経路である

 長寿命の核廃棄物の転換に必要なのは高速中性子(En>0.5MeV)である。可提供工業レベルの核廃棄物転換の可能な装置には、高速中性子反応炉とADSシステムがある。経済協力開発機構(OECD)国際エネルギー機関の特別研究報告[1]と中国の院士諮問報告[2]はいずれも、高速中性子反応炉とADSシステムが核燃料の増殖と核廃棄物の転換の能力を備えており、核廃棄物の転換から言えばADSシステムの能力がさらに強いとの結論を出している。

 ADSシステムは、加速器と破砕ターゲット、反応炉の三大サブシステムからなり(図2)、加速器と反応炉という20世紀の核科学技術が発展させた二つの工学技術を統合したものである。その稼働原理は、加速器を利用して産生された高エネルギーで大強度の陽子ビームを利用し、重い核を照射して広いエネルギースペクトルを産出させ、ハイフラックス中性子が外来源となって未臨界炉心中の核分裂材料の連鎖反応を起こさせ、長寿命放射性核種を最終的に非放射性または短寿命放射性の核種とし、同時に反応炉の運転を維持するというものである[3]

図2

図2 ADSの原理

 ADSシステムには二つの際立った特長がある。(1)優良なシステム安全性。外来の中性子による駆動を一旦切断すれば、未臨界システム内の核反応はすぐに停止するため、固有安全性を備えている。(2)強大な転換能力。中性子のエネルギースペクトルがより硬く分布が広いなどの特徴を持つため、最適設計されたADSシステムの転換サポート比率は10前後に達する(約100万kWのADSシステムによって10個前後の同規模の加圧水型原子炉の原子力発電所によって産生される長寿命放射性核廃棄物を転換可能)。高速炉は、運転の安定性の制限を受けるため、この比率は約2-5にとどまる。そのためADSシステムは現在、放射性核廃棄物の転換と核資源の有効利用のための最も潜在力を持った技術経路とされる。

2 国内外のADS発展の現状と動向

2.1 国外のADS発展の現状と動向

 世界にはまだ、実現されたADS装置はない。EU各国や米国、日本、ロシアなどの原子力科学技術の先進国はいずれも、ADSの中長期発展ロードマップを制定し、カギとなる技術の取り組みからシステムを統合したADS原理研究装置を建設する段階へと入りつつある。

 EUは、既存の核施設を十分に利用し、実験や研究を協力展開し、ノーベル物理学賞受賞者のC. Rubbia氏を筆頭とする7カ国の16人からなる顧問チームを設立し、「EUROTRANS計画」を制定・提出し、EUF6の枠組みの下で40余りの大学と研究所の参加を支援し、それまでのPDS-XADSプランを拡大し、(1)50-100MWtの原理デモンストレーション装置XT-ADSの先進設計、(2)16MW加速器によって駆動される数百MW転換炉(鉛ターゲットを含む)の欧州工業廃棄物処理炉EFITの概念設計――を形成した。MUSE計画は、フランスの大型高速中性子ゼロ出力試験装置に基づき、ADS中性子学研究を展開している。MEGAPIE計画は、スイスのパウル・シェラー研究所(PSI)の大強度陽子加速器を利用し、MW級液体鉛ビスマス合金(Pb-Bi)を冷却材とした破砕ターゲット研究を展開している。フランスIPHIプロジェクトとイタリアTRASCOプロジェクトは、大強度陽子加速器の研究に取り組んでいる。ベルギー原子力研究センター(SCK・CEN)MYRRHA計画は、2023年前後までに、加速器によって駆動されるPb-Bi冷却の高速中性子未臨界システムを建設することとしている。主な設計としては、出力85MWtの反応炉、600MeV/4mAの大強度加速器、Pb-Biターゲットと冷却剤、ウィンドウターゲット構造などが挙げられているが、同計画はまだ、経費の調達と確定の段階にある。これと同時に、ドイツのアーヘン工科大学が筆頭となって実施したAGATE計画は、ガス冷却炉技術の研究を旨とし、小型化ADSシステムの候補案としている。

 米国は、加速器によってトリチウムを生産するというすでに実施されているAPT計画を通じ、大強度陽子加速器の面ですでに強力な技術の蓄えを持っている。1999年には、加速器によって核廃棄物を転換するATW計画を制定、2001年度からは、先進加速器技術を応用したAAA計画の実施を開始し、ADS関連研究を全面的に展開し、米国の先進核燃料サイクルシステムAFCIの有機的な一部としている。最近では、ロスアラモス国立研究所がさらにSMART計画を打ち出し、核廃棄物の転換プランを研究している。米エネルギー省(DOE)の国家核安全保障局(NNSA)は、100kW級の出力のADS統合装置をウクライナに共同建設する予定だったが、戦争などの原因により、この計画は延期されている。フェルミ国立研究所が建設を計画している「Project-X」は、多用途の高エネルギー大強度陽子加速器であり、高エネルギー物理学の研究のほか、ADSの応用もこれに組み込んでいく計画だ。

 日本は1988年から、核廃棄物の最終処分に向けたOMEGA計画を始動し、ADSをMA転換の最良の選択と位置付け、後期にはADSの開発研究に集中した取り組みを行った。2009年、日本原子力研究開発機構(JAEA)と高エネルギー加速器研究機構(KEK)は、日本大強度陽子加速器施設(J-PARC)を共同建設し、未来のアップグレード事業において線形加速器のエネルギーを600MeVに高め、ADSの実験研究を展開することを計画している(鉛ビスマス破砕ターゲット材料ADS中性子学研究を含む)。ロシア理論実験物理研究所(ITEP)は1990年代、米国のロスアラモス国立研究所とADSの研究開発事業を共同展開した。1998年、ロシア連邦原子力省は、ADS開発計画の始動を決定した。同事業には、ADSに関連する変数の実験や理論研究、コンピューターソフトの開発、ADS実験のシミュレーション試験装置の最適設計、1GeV/30mA陽子線形加速器の発展、先進核燃料サイクルの理論と実験研究などが含まれた。ロシアはさらに、ADSの新概念研究を重視しており、典型的なものとしては、高速・熱カップリング固体燃料ADS未臨界装置の概念設計、高速・熱融解塩未臨界装置の概念設計などがある。

 このほか韓国やインドなどの国も、ADS研究計画を制定している。世界の代表的なADS装置の設計指標は表1を参照。

表1 世界のADS設計指標一覧表(一部)
プロジェクト 加速器
出力(MW)
Keff 炉出力
(MW)
中性子フラックス
(n/cm2/s)
ターゲット 燃料
E
U
MYRRHA 2.4
(600MeV/4mA)
0.955 85 1015 鉛ビスマス MOX
AGATE 6
(600MeV/10mA)
0.95—0.97 100 急速、
~1015
タングステン MOX
EFIT 16
(800MeV/20mA)
~0.97 数百 急速、
~1015
鉛(無窓) MA


INR 0.15
(500MeV/10mA)
0.95—0.97 5 急速 タングステン MA/MOX
NWB 3
(380MeV/10mA)
0.95—0.98 100 急速、
1014—15
鉛ビスマス UO2/UN
U/MA/Zr
CSMSR 10
(1GeV/10mA)
0.95 800 中間、
5×1015
鉛ビスマス Np/Pu/MA
融解塩

JAERI-ADS 27
(1.5GeV/18mA)
0.97 cascade 急速 鉛ビスマス MA/Pu/ZrN

HYPER 15
(1GeV/10—16mA)
0.98 scheme 急速 鉛ビスマス MA/Pu  

2.2 国内のADS発展の現状と傾向

 中国は1990年代からADSの概念研究を展開してきた。1999年からは、「973」計画の支援を2期にわたって得て、中国原子力科学研究院に、高速・熱カップリングのADS未臨界実験プラットフォーム「啓明星1号」を完成させた。同時に、大強度ECRイオン源やADS中性子学研究専用のコンピューターソフトウェアシステム、ADS専用の中性子・陽子ミクロデータ評価ベース、加速器物理・技術、未臨界反応炉の物理・技術などを探求する研究で一連の成果を上げた。これと同時に、中国科学院はさらに、超伝導加速器技術の研究開発を重点的に支援し、院内の関連研究所の強みを生かし、重大プロジェクト「ADS前期研究」などの手配を行った。上述の研究と蓄積は、中国科学院による今回の先導特定プロジェクトの始動に良好な土台を築いた。

その2へつづく)

※本稿は中国科学院の許可を得て翻訳・転載したものである。
原文:http://www.bmrdp.cas.cn/alzx/XDA_02/201509/W020150917318296598175.pdf


中国科学院近代物理研究所(蘭州)、中国科学院高エネルギー物理研究所(北京)、中国科学院合肥物質科学研究院(合肥)

[1] OECD Nuclear Energy Agency. Accelerator-driven systems (ADS)and fast reactors(FR)in advanced nuclear fuel cycles. Paris(France):OECD, 2002.

[2] 方守賢,王乃彦,何多慧ら. 『加速器駆動未臨界システム(ADS)研究開発による中国の原子力持続可能発展の促進に関する提案』中国科学院院刊,2009,24(6):641-644.

[3] 詹文竜,徐瑚珊. 『未来先進核分裂エネルギー——ADS転換システム』中国科学院院刊,2012,27(3):375-381.


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