原子科学と倫理 12 月 25 日～ 27 日 ● 25 日 2 限 原子力技術の基礎（篠田） 3 、 4 限 量子力学の歴史的展開、再生可能エネルギー 、 核燃料サイクル技術（中江） 5 限

1. 原子科学と倫理　12月25日～27日 ● 25日 2限 原子力技術の基礎（篠田） 3、4限 量子力学の歴史的展開、再生可能エネルギー 、 核燃料サイクル技術（中江） 5限 討論とゲーム （篠田、中江） ● 26日 1、2限 社会と科学技術 その1（篠田） 3、4、5限 1. 火力発電・原子力発電、 2. 高速増殖炉 3. 欧州の原子力情勢（望月） ● 27日 1、2限 社会と科学技術 その2（篠田） 3限 討論（フォーラム）（塩田、篠田）

2. 原子科学と倫理　12月25日 原子力技術の基礎 2,5限 日本原子力研究開発機構 東京工業大学原子炉工学研究所　篠田　佳彦 shinoda.y.ab@m.titech.ac.jp shinoda.yoshihiko@jaea.go.jp 本資料では、ことわりのない図については「原子力図面集」より、引用しています。電事連に感謝いたします。 以下の事項に当てはまる件に関しては、その範囲を逸脱しないことを条件に、文書による電気事業連合会の許可を得ずに、本サイトの著作物を利用することが許可されています。大学（院を含む）等の教育機関における学校教育の補助教材又は主教材として、教材を配布する講師自身が作成利用する、

3. プルサーマル問題－佐賀新聞社－より プルサーマルとは？ 　原発の使用済み核燃料を再処理して取り出したプルトニウムを、ウランとの混合酸化物（ＭＯＸ）燃料に加工し、再び軽水炉で燃やす計画。 再処理によってウランの利用効率が上がるとされる。エネルギー資源を確保するため使用済み燃料を再利用しようとする国の核燃料サイクル政策の一環。 安全性や経済性の問題を指摘する意見もある。

4. むつ市企画部　エネルギー対策課－より 核燃料サイクルとは？ 　原子力発電所で一度使い終わった使用済み燃料の中には、再利用できる燃え残りのウランやプルトニウムが約９７％も含まれています。 　核燃料サイクルとは、これらの貴重な資源を回収し、燃料として再利用（リサイクル）するしくみのことです。一連の工程をたどると、循環の輪（サイクル）を描くことから、そのように呼ばれています。 　現在、わが国ではウランも大部分を輸入に頼っていますが、核燃料サイクルを実現することにより、エネルギーの長期的な確保が可能になります。 　わが国では資源を有効に利用し、エネルギーを将来にわたってより安定して使えるようにするために、核燃料サイクルを原子力政策の基本方針としています。

5. ガラス固化体 地層処分 オーバーパック 地層処分とは、地下深部の地層が本来持っている「物質を閉じ込める力」を利用し、地下深部の地層に高レベル放射性廃棄物を埋設し、人間の生活環境に影響を及ぼさないように長期にわたって安全・確実に隔離する方法です。（NUMOのWebサイトより） 緩衝材（粘土） 地層処分とは、原子力発電などにより生じる高レベル放射性廃棄物の最終処分方法の一つである。放射能レベルが高く、半減期の長い放射性廃棄物を安全に処分する為、人が触れる恐れのない深度にこれを埋設する事。 高レベル放射性廃棄物はガラス固化体とし、通常30年から50年の中間貯蔵を経た後に、キャニスターと呼ばれる堅牢な容器に収納し埋設される。 フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』

6. 高速増殖炉（FBR）  もんじゅ  Na 核燃料サイクル 、 再処理 高レベル放射性廃棄物 地層処分、ガラス固化体、 プルサーマル　、 MOX とは？

7. 核分裂 核分裂のことを「燃焼・燃える」とも表現 そこから、核物質を「核燃料」と表現 核分裂：Fission 中性子（発生数が重要） 中性子 ≒秒速20000Km 高速中性子 即発中性子 核物質 （原子核） 破片：核分裂生成物：FP Fission Products 遅発中性子 エネルギー 法律での定義 核燃料：原子炉に入れたとき、核分裂反応を起こしエネルギーを発生する可能性のある物質 核物質：天然ウランやそこから派生するPu239,U233等政令で定めたもの

8. 中性子の反応：燃える、燃えない 散乱 相互に飛び散る 核的な変化なし 中性子 衝突 （相互作用） 燃えない どれか 吸収 原子核に捕られる 原子核 燃える 核分裂 余分な中性子を出す 「散乱」、「吸収」、「分裂」などが起こる。 どの反応が起こりやすいかどうかは、原子核の種類で異なり、衝突する中性子の衝突速度（エネルギー）で大きく変化する。

9. 中性子の衝突速度　（エネルギー） 高速中性子（核分裂で生じる中性子など） 約 秒速 20000km 高速中性子に対して、遅い中性子約 秒速2km  熱中性子 Thermal Neutron 普通の温度（常温）で中性子は、 周囲の熱と同じくらい、常温での原子の運動（秒速2km）と同程度

10. U-235 U-238 天然にまだ存在する核分裂が可能なもの核燃料ウラン=U ウラン　（自然界の中で一番大きくて重い元素） 原子番号92 、2つの同位元素が存在する。 同位元素 ウラン235 ウラン238 質量数 235 238 中性子数 143 146 U-235 U-238 存在比 0.7% 99.3% 燃える 燃えない （核分裂する） （核分裂しない） やすい にくい

11. ウラン235(U-235)、238 (U-238)の性質 U-238 U-235 熱中性子 （高速中性子） JENDL3.3より http://wwwndc.tokai-sc.jaea.go.jp/jendl/j33/J33_J.html ・U-238は、中性子吸収反応が支配的分裂しにくい燃えにくい ・U-235は、遅い中性子がぶつかるほど分裂しやすい燃えやすい

12. 原子炉を動かすためには！ 核燃料物質を使用して、 核分裂連鎖反応を制御しながら持続させる装置 ● 核分裂して、エネルギーを発生する源＝核燃料が必要  日本で稼動している原子炉のほとんどは、 核燃料として、ウラン（原子番号92）を用いている！

13. 連鎖反応（核分裂反応の継続原子炉） 核分裂が継続する条件 核分裂で生成した中性子の内の少なくとも1個以上は次の核分裂に使われること 臨界核分裂の連鎖反応が一定の割合で持続している状態 吸収 U-238 中性子 核分裂中性子を出す 別のU-235 U-235 別原子に吸収 か 漏洩 中性子を損する 核分裂の継続

14. ● 天然ウランを核燃料にして原子炉を作るには、 　　遅い中性子で、次の核分裂に活かされる中性子数が約1.3個程度 連鎖反応が可能ではあるが（足りない） 　　速い中性子では、1個をかなり下まわり、連鎖反応が進まない。 原子炉内では、連鎖反応が継続することが必要 ウランで核分裂を持続させるためには、工夫が必要となる ・核分裂の際に放出される速い中性子を遅く。遅いほど分裂しやすくなる ・燃えやすいU-235を増やす　　当たる割合を増やす ウランで原子炉を作るためには、 ①中性子を遅くする。　 減速 ②燃えやすいU-235を多くする  濃縮 ③ウラン以外のものに中性子を横取りされない。（他の物質を少なく） ④中性子を漏らさない。 大きな、丸い炉の形 中性子を損しない

15. ウラン濃縮 燃えやすいU-235の割合を増やす源の確保 U-235 U-235を増やしたウラン （濃縮ウラン） 3～6% 天然に存在するウラン （天然ウラン） 軽水炉 U-235 1/8 0.7% 分ける濃縮（同位元素分離） 普通に分けても× U-235が減ったウラン （劣化ウラン） U-235 U-238 0.2% 99.3% 使い道の ないゴミ 1 7/8 数値は概略

16. 水（水素）の利用 軽水炉LWRLight Water Reactor 熱中性子炉Thermal Reactor 水:H2O 水素 U-235 分裂の継続 2～3個発生 2km/秒の速度熱中性子 20000km/秒 制御棒：中性子を吸収して 核分裂を調整 ブレーキの役目、B,Hf U-235 中性子 分裂 減速材中性子を遅くする エネルギー 熱発電 冷却材熱を取り出す 水（軽水）で中性子を遅くして核分裂しやすくし、熱も取り出す 軽水：普通の水素（陽子が一つ）でできた水 遅い中性子＝熱中性子

17. U :ウラン 　　原子番号92 -------------- Np:ネプツニウム 　　原子番号93 Pu:プルトニウム 　　原子番号94 天然に存在 天然に存在せず FP 軽水炉の中では、分裂しにくいU-238は、中性子を吸収し、 燃えやすいプルトニウムに変わっていく 中性子 U-239 吸収 U-238 β-崩壊：中性子が陽子に変わる 元素番号が一つ増える 23.5分 Np-239 β-崩壊 2.35日 Pu-239 プルトニウムPu 分裂しやすい核物質（資源） ----------------------- 強い放射性毒物 核兵器原料（核拡散の恐れ）

18. 燃料集合体 原子力発電所 ＝軽水炉 ペレットの中で 起きている 原子炉 ペレット＝ ウラン酸化物 UO2 を焼き固めたもの （安定した化合物） 燃料棒（ピン）

19. ウラン燃料の原子炉内での振舞い 濃縮ウラン燃料 使用済燃料 U-235 中性子を吸収 核分裂阻害 そのまま U-235 3～6% 核分裂 FP (3～6%） プルトニウム ≠1% そ の ま ま プルトニウム U-238 U-238 そのまま 燃焼後 前 機械的な強度の劣化やFP増による吸収中性子数の増加などから 　燃焼できる限界が存在する。燃え残り燃料（U-235、プル）の存在

20. 鉱山などから採掘した天然ウラン（U-235 0.7% U-238 99.3%) ウランの利用効率 濃縮核燃料 ウランが核分裂した量≒FP量 例えば、4%のFP発生を4%のウランが核分裂 4% × 1/8 = 0.5% の天然ウランしか利用していない 1/8 天然ウランから濃縮ウランを作るときの比率 核分裂でエネルギー発生 U-235 U-238 天然ウランを燃料とした軽水炉では、天然ウランの約0.5％程度を使うことができる FP プルトニウム 1/8 4%

21. 使用済燃料の再利用（再処理） 使用済燃料 ウラン プルトニウム U-235 FP FP プルト ニウム 再処理 U-238 高レベル放射性 廃棄物 再利用再処理 燃焼後 軽水炉 プルトニウム利用（プルサーマル）

22. 高レベル放射性廃棄物 再処理のイメージ FP 高レベル放射性廃液 混ぜる 溶媒 油相 抽出 U,Pu U(6),Pu(4),FP が解けている 硝酸溶液 FP,U,Pu 逆抽出 混ぜる 薄い硝酸溶液 酸濃度調整 U 硝酸溶液 分配 U U,Pu(4→3) が解けている 溶媒 Pu Puを溶媒に解けにくくする

23. 高レベル放射性廃棄物の処理（ガラス固化） FP 高レベル放射性廃液 ガラス原料 加熱： 溶かす 最終処分までに冷却などのため保管 FP 10～15% ガラス 処分 金属容器 キャニスター

24. 高レベル放射性廃棄物処分場概念 人間の生活圏から切り離す（隔離する）

25. 処分 どちらか 再利用 軽水炉でのプル利用 プルサーマル 　熱中性子炉=軽水炉 　でのプルトニウム使用 2/3 濃縮ウラン燃料 U-235 U-238 軽水炉 使用済燃料 1/3 MOX燃料 プルト ニウム 燃えやすいPu-239の 比率の少ないPuが残る。 繰り返し利用がしにくくなる U-235 U-238 1回プル利用することで、 ウラン利用効率は1%弱（0.75）程度になる MOX 混合酸化物（ウランとプルトニウムの混じったもの） プルトニウムの成分割合プル富化度　～11%程度

26. ウランと同じようにプルトニウムにも同位元素ウランと同じようにプルトニウムにも同位元素 ・ウラン238（U-238）が中性子を吸収してできたプルトニウム Pu-239 原子番号 94 （陽子94個） 中性子 145個  質量数 239  燃えやすい（核分裂しやすい）核種 原子炉の中に入っているプルトニウムは、 核分裂したり、中性子を吸収したり、放射性崩壊したりした結果、 いく種かの同位元素（質量数の異なるプルトニウム）が存在する。 ・質量数 238 Pu-238  燃えにくい ・ 239 Pu-239  燃えやすい ・ 240 Pu-240  燃えにくい ・ 241 Pu-241  燃えやすい ・ 242 Pu-242  燃えにくい 濃縮ウランを燃料にした軽水炉の使用済燃料中のプルトニウム  Pu-239 の存在比率が50～60%くらい

27. 再処理 劣化U:約132ton MOX(U/Pu)燃料 ウラン 濃縮工場 使用済燃料 (U,Pu,FP) 軽水炉（ワンススルー）リサイクルしない場合 既知資源量約395万トン 究極資源量約1540万トン *レッドブック99より 分裂しやすい U-235 約0.7% 分裂しにくい U-238 約99.3% LWR 天然U:約150ton 約18.0tonU/基・年 （100万kWe級） ワンススルー ほぼU-235のみ利用 once-through 使用済燃料(U,Pu,FP) U-235 FP プルトニウム 拡大すると 廃棄物処分場 地下数100mに埋設 U-238 直接処分

28. 軽水炉を運転し続けると ○　ウラン資源を常に確保しつづける必要 ウラン埋蔵量の限界、価格変動 海水中に含まれる微量のウラン 　　　 海水1トン中に3ミリグラム 　　　　 黒潮から約500万トン/年 ○使用済燃料をうまく処分できない可能性 使用済燃料を、燃料集合体のまま処分する（直接処分） アメリカ、スエーデン、フィンランドなどは直接処分 　　　　日本、フランスなどは、再処理してガラス固化

29. 使用済燃料をそのまま処分すると ・危険の大きな（毒物である）プルトニウムも処分してしまう ・核兵器原料であるプルトニウムを処分し、悪用される恐れ （高レベル廃棄物及びその処分場の負荷は、処理方法、 　 処分概念などに左右され、優劣を判断するのは難しい） 処分 ・プルトニウム（資源でもあるが毒物・危険物でもある）を捨てることになる。 資源利用 資源として使用できるプルトニウムを捨てることになり、 鉱山からのウラン資源が枯渇する恐れがある。 点 争 論 資源は、 使ったほうがよい。  他に使えるものがあれば使わなくとも 毒物・危険物は、処分（隔離）したほうがよい使っているほうがよい （資源と処分が問題となるかどうかは別にし）、解決策は？

30. 高速増殖炉　 ・Pu-239は、速い中性子（=高速中性子）でも核分裂はする。 ・Pu-239は、U-235より、核分裂時に多くの中性子を出す。 ・核分裂で生成した中性子のうちの次の核分裂に使われる中性子は、 　高速中性子でも1以上（速くなればなるほど出す中性子が豊富になる） 高速中性子でも臨界にできる。原子炉を作れる ・高速中性子は、FP元素などによる中性子吸収が少ない。 中性子損が小 高速中性子を使った原子炉 プルトニウムを核燃料に用いる 中性子を減速させず、高速のまま使う プルトニウムと高速中性子を効率的に使う

31. 原子炉の中のイメージ 高速増殖炉FBR 周辺ブランケット域 （Fast Breeder Reactor） U-238 中心で核分裂、 周辺で核燃料生成 Pu-239 消費した以上のPu-239を炉心部及びブランケット域のU-238から生産する能力　 =　増殖 （核分裂で生じる中性子数が多いことを活用） 軽水炉では、利用しにくいU-238を分裂するPu-239に変え、使い続けられる能力 =ウラン利用効率の圧倒的向上 中心炉心域 Pu-239 中性子 劣化ウラン U-238  Pu-239 中性子を減速せずに、熱を取り出しやすい冷却材（減速効果無） 液体金属 （Na, Pb, Pb-Bi） やガス CO2, He 或いは水でも可能

32. 燃料ピンを 六角形に束ねる 燃料集合体を 丸く束ねる ペレットを 詰める MOXペレット 高速増殖炉 の炉心 ウランペレット 燃料棒 ピン 燃料集合体

33. 外部供給ウラン FBR燃料の振る舞い(模式図） 別 FBR Pu Pu U-238 FP U-238 核分裂 炉心域 Pu 炉心域 そのまま 再処理 U-235 Pu ブランケット域 U-238 U-238 ブランケット域 FP U-238 そのまま 処分 燃焼前 燃焼後 新燃料

34. 核燃料サイクル（高速増殖炉）サイクル 電気 廃棄物 FBR：高速増殖炉 廃棄物 FBR再処理 燃料加工 高レベル廃棄物 主にFP、 　回収漏核物質 劣化ウラン 軽水炉再処理からのプルトニウム サイクルから、外にでるもの（主にFP） と同量の劣化ウランを加えていけば、常にエネルギーを出し続ける U-238を有効に使える。ゴミ（劣化ウラン）を資源に変える。 　　約60%以上のウランを利用することができる。 　　プルサーマル使用済燃料中のプルトニウムも使える（燃やせる）。

35. FBRサイクル施設 高速炉 再処理工場 燃料製造工場 放射能レベルに応じた廃棄物処分場 放射性廃棄物 気体廃棄物：排気筒から放出 dilute / disperse 希釈放出（施設操業時放出） 液体廃棄物：海へ放出 固体廃棄物 （固定化） 埋設処分体 低レベル放射性廃棄物 高レベル放射性廃棄物 ・・・・・ 放射能レベル 地下数mに埋設 地下数100mに埋設

36. 埋設処分される廃棄物

37. 埋設処分される廃棄物 高速炉 再処理工場 燃料製造工場 低レベル廃棄物 高レベル廃棄物　ガラス固化体 α放射能高い 長寿命核種含む 放射能レベル 比較的低い FPを主に含んだ 放射能の高い廃棄物 放射能レベル 比較的高い 地下数m 地下 50～100m 地下 ～500m 地下 500～1000m 浅地中 深地中 余裕深度 TRUを取り扱う施設からの廃棄物＝TRU廃棄物

38. 放射性廃棄物影響経路と効果を判断する観点 現在に影響 気体廃棄物 操業時周辺 被ばく影響 FBRサイクル施設 高速炉 再処理工場 燃料製造工場 施設操業時放出 万年後に影響 液体廃棄物 処分後 被ばく影響 廃棄物発生量 埋設処分体 放射性毒性 放射能 処分 遅延放出 核種 処分場

39. 放射能 ●自発的に放射線を放出し別の種類の原子になろうとする性質＝放射性 ●単位時間に起こる崩壊の数（1秒間に何個の原子が壊れるか） ●「放射能がある」と言う表現は、”放射線が出ている”と言った程度の意味 ●放射性物質、あるいは放射線そのものを指して放射能と表現することも 放射性物質＝放射性同位元素 原子核から放射線を放出する不安定な元素 放射性崩壊 放射性同位元素が放射線を放出して変わること α崩壊→原子核の核子数の多い元素で起こる。α粒子（陽子2個、中性子2個）を放出 別の原子になる β崩壊→質量数が変わらず、原子番号が1だけ増減する。高エネルギーの電子を放出別の原子になる γ崩壊→励起した原子核から高エネルギーの光（γ線）を放出別の原子にはならない、壊れるより変わる！ イメージ）興奮が収まる、 放射線 原子核が崩壊するときなどに 放出される高速の粒子 α線（α粒子）、β線（陽電子）、中性子線 高いエネルギーを持った電磁波（γ線、 X線） 電波、マイクロ波、赤外線、可視光、紫外線、

41. 軽水炉を運転するまで

42. 製錬 ウラン鉱石 ウラン鉱山から転換まで 四フッ化ウラン:UF4 イエローケーキ 転換 製錬： 掘り出したウラン鉱石を化学処理し、ウラン（固体状＝粉末状のイエローケーキ）を取り出すこと 転換： 濃縮するために個体状のイエローケーキを気体状のウラン化合物にする  UF6：6フッ化ウラン UF6気体 金属ウランは、空気中で加熱すると酸化される。粉末だと常温でも反応し、発火も 酸化物UO2は、安定なので、利用しやすい  原子炉燃料としてよく用いる ADU:重ウラン酸アンモニウム (NH4)2U2O7

43. カスケード ウラン濃縮（遠心分離機） 再転換：UO2:粉末 製品：濃縮ウラン UF6気体 供給：天然ウラン UF6 気体 廃品：劣化ウラン UF6　気体 カスケード：何台もの遠心分離機を連ねること

44. 約8mm 約10mm PWR の場合 成型・加工（ウラン燃料） 成型：粉末のウランを高温で焼き固めて 　　　 ペレットを作る 加工：ペレットを被覆管にいれ、燃料棒とし、　　　 束ねて、燃料集合体を組み立てる

45. 原子炉内の水や不純物（構造材から解けだしたもの）が中性子を原子炉内の水や不純物（構造材から解けだしたもの）が中性子を 吸収して、放射性物質を作る（放射化） 加圧水型 (PWR: Pressurized Water Reactor) 軽水炉1 燃料：濃縮ウラン 減速材、冷却材とも軽水 原子炉内の水が沸騰しないように高い圧力をかけて 高温の水を作り、蒸気発生器（熱交換器とも言う）で 別の水を蒸気に変えて、タービンに送って発電

46. シュラウド 原子炉圧力容器内に取り付けられている燃料集合体（炉心）を囲むように配置されている円筒状のステンレス製構造物 冷却水の流れを分離する 軽水炉2 沸騰水型 (BWR: Boiling Water Reactor) 燃料：濃縮ウラン 減速材、冷却材とも軽水 原子炉の水を直接沸騰させて蒸気を作り、 タービンに送って発電

47. 軽水炉の燃料集合体の構造

48. 使用済燃料集合体 （軽水炉）再処理 粉末 硝酸溶液 硝酸 中のペレットを溶かす MOX

49. 有機相 ウラン、プル製品 有機溶媒 使用済燃料 U, Pu, FP 溶解硝酸溶液 水相（硝酸溶液） 攪拌（混ぜる） FP廃品 分離方法　溶媒抽出PUREX法 Plutonium Reduction Extraction。 　使用済核燃料の再処理工程で用いられる溶媒抽出法のひとつで、現在一般的に実用化されている方法である。 有機溶媒はリン酸トリブチルをドデカンで希釈したものを用いる。 使用済み燃料の硝酸溶解液を、パルスカラム、ミキサセトラ、遠心抽出器などの溶媒抽出装置を用いて有機溶媒と接触することにより、まずウランとプルトニウムだけを有機相に抽出させ、核分裂生成物を水相に残す。これは、ウラン、プルトニウム、FPの有機相と水相への分配比率が異なることを利用したものである次にこの有機相を硝酸ヒドロキシルアミンなどの還元剤を含む水相と接触することにより、プルトニウムだけを水相に逆抽出させ、ウランと分離する。 ミキサセトラ

50. もんじゅ（原型炉） 熱出力714MW 電気出力28万kW