高速増殖炉の必要性 (03-01-01-02)

＜本文＞
　転換比或いは増殖比によるＵ利用率の変化を図１に示す。現在の軽水炉は転換比が0.55〜0.60程度であり、ワンススルーの場合Ｕ利用率は0.5％程度である。原子炉と再処理を組み合わせたシステムの天然Ｕ利用率を表１に示す。軽水炉でも1回リサイクルのプルサーマルの場合、Ｕ利用率は0.75％程度になる。ところがFBRは増殖比が1.0以上であるため、Ｕ利用率を60％程度まで飛躍的に高めることができることを図１と表１は示している。軽水炉に比べて約2桁高くなり、FBRが一定量のＵ資源からそれだけ多くのエネルギーを引き出せることを意味している。したがってFBRは再処理とともに、高いＵ利用率を実現するための必須の技術であることがわかる。
Ｕ利用率は、原子炉の種類と核燃料サイクルの種類の組み合わせで決定される。図１のＵ利用率は増殖比約1.05以上で飽和しており、増殖比の向上だけによるＵ利用率の向上には限界があることを示している。また同時に、Ｕ利用率だけの観点からみれば増殖比を必ずしも1.05以上に上げる必要がないことを示している。
　FBRと再処理を組み合わせたシステムにおいて、FBRのＵ利用率が軽水炉に比べて飛躍的に向上する過程を確認する。Ｕ元素には2種類の安定した同位体があり、²³⁵Ｕは核分裂し易い核分裂性核種、²³⁸Ｕは核分裂しにくい親物質核種である。天然Ｕの同位体存在度（Isotopic abundance）は²³⁵Ｕが0.72％とごく少なく、残りの約99.27％は²³⁸Ｕである。Ｕ燃料の原子炉において²³⁵Ｕと²³⁸Ｕから核変換により生成された種々の重元素核種も一部核分裂反応を起す。ウラン利用率はこれらも含めて最終的に核分裂したものの総和の、用いたＵ資源量に対する割合である。
　まず軽水炉では、3〜4％の微濃縮Ｕ燃料を用いている。熱中性子炉である軽水炉の運転で主に核分裂（燃焼と言われる）している核種は、²³⁵Ｕである。²³⁸Ｕも一部核分裂反応を起す（高速核分裂）が、²³⁵Ｕに比べてごく少ない。また²³⁸Ｕの中性子捕獲により生成されたPuも一部核分裂するが、全体的には²³⁵Ｕの燃焼が支配的である。そして運転に伴う燃焼反応度は全体として負であるが、制御棒の引き抜きにより正の反応度が常時補填され、その結果臨界状態が保たれ、運転が継続される。つまり転換比が0.55〜0.60程度である軽水炉の運転とは概略的に、核分裂性核種²³⁵Ｕを消耗しながら制御棒の引き抜きにより臨界状態を保っている過程である。用意した²³⁵Ｕがある程度消耗して炉心の持つ反応度が減少し、用意された反応度余裕に達した時点で運転は停止することになる。そこで長期、高出力の運転のためには新燃料の濃縮度を上げるなどして運転開始時点の²³⁵Ｕ量を増やしておく方策が考えられるが、そのためには運転サイクル初期の炉心が臨界超過にならないようにそれに見合う大きい制御棒反応度を用意しなければならないため、限界がある。すなわち原子炉は運転サイクルの全期間を通じて臨界状態が維持されなければならないため、許容される²³⁵Ｕ量或いは濃縮度には限界がある。その結果、軽水炉の出力と運転サイクル期間にも限界があり、その際のＵ利用率が0.5％になるということである。
　一方FBRでは、核分裂反応の際に放出される中性子により²³⁸Ｕの一部が次々と核分裂性核種の²³⁹Puや²⁴¹Puに転換される。しかも増殖性能により消滅した核分裂性物質量以上の量が生成されるため、運転に伴う反応度が減少し、したがって運転を長期間継続することができる。すなわち軽水炉の運転が²³⁵Ｕの消耗型であったのに対して、FBRの運転は核分裂性核種の再生循環型、持続型であり、高出力の運転を長期間継続することができる。さらに使用済み燃料を再処理して未燃焼のＵやPuを回収し、それを用いて新燃料を製作して再び原子炉に装荷し、燃焼させることができる。またFBR炉心は一般に劣化Ｕのブランケットで取り囲まれている。大型FBRの炉心配置の例を図２に示す。これは、炉心からの中性子漏洩を抑制して臨界性を高め、また漏洩中性子により²³⁸Ｕを²³⁹Puへ転換させて増殖させるためである。使用済みのブランケット燃料も再処理され、未燃焼のＵやPUが回収されて新燃料の製作に投入される。このような核燃料サイクルの結果、Ｕ利用率は最終的に60％程度になり、一定量のＵ資源から引き出せるエネルギー量を現行の軽水炉に比べて飛躍的に高めることができる。エネルギー生産手段としてのFBRが核分裂炉の完成型と言われる所以である。資源小国の日本においてエネルギーの安定供給を長期的に確保するためには、限られた量のＵ資源を有効利用できるFBRの開発が必要である。ウランの利用効率が高まった分、探掘費等の高いウランまで利用可能になり、利用可能なウラン資源が増加する。

＜図／表＞

＜参考文献＞
（1）日本原子力文化振興財団：「原子力図面集（2005）
（2）IAEA：”Status of Liquid Metal Cooled Fast Breeder Reactors”，Vienna，3（1985）.
（3）浅田忠一、他（監修）：「原子力ハンドブック」、オーム社、409（1989）.
（4）三浦正憲、他：「トップエントリー型FBR実証炉の概要」、原子力誌、35［4］、268（1993）.