核変換を導入した燃料サイクルの多面的評価 - jaeajaea-research 2014-032...

日本原子力研究開発機構

March 2015

Japan Atomic Energy Agency

JAEA-Research

2014-032

核変換を導入した燃料サイクルの多面的評価

Multi-faceted Evaluation for Nuclear Fuel Cycles with Transmutation

西原健司

Kenji NISHIHARA

原子力科学研究部門

原子力基礎工学研究センター

分離変換技術開発ユニット

Partitioning and Transmutation Technology UnitNuclear Science and Engineering Center

Sector of Nuclear Science Research

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JAEA-Research 2014-032

核変換を導入した燃料サイクルの多面的評価

日本原子力研究開発機構

原子力科学研究部門原子力基礎工学研究センター分離変換技術開発ユニット

西原健司

(2014 年 12 月 16 日受理)

高速増殖炉単独、もしくは高速炉と加速器駆動システムを組み合わせて核変換を導入した核

燃料サイクルの平衡期におけるマスフロー評価から、環境適合性、経済性、および核拡散抵抗性

を評価した。いずれの場合も高速増殖炉単独で核変換を実施するシナリオが、加速器駆動シス

テムと組み合わせるシナリオよりも優れていたが、その差は小さいことを明らかにした。

原子力科学研究所：〒319-1195 茨城県那珂郡東海村白方白根 2-4

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Multi-faceted Evaluation for Nuclear Fuel Cycles with Transmutation

Kenji NISHIHARA

Partitioning and Transmutation Technology UnitNuclear Science and Engineering Center

Sector of Nuclear Science ResearchJapan Atomic Energy Agency

Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken

(Received December 16, 2014)

Environment impact, economy and proliferation resistance were estimated for nuclearfuel cycles involving transmutation by fast reactor and accelerator-driven system inequilibrium state. As a result, the transmutation scenario using only fast reactor wassuperior to the scenarios combined with accelerator-driven system in all estimation, butthe differences were insignificant.

Keywords: Transmutation, Fast Breeder Reactor, Accelerator-Driven System, NuclearFuel Cycle, Environment Impact, Economy, Proliferation Resistance

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目次

1. 緒言･････････････････････････････････････････････････････････････････････ 12. 評価手法･････････････････････････････････････････････････････････････････ 2

2.1 諸量評価･･･････････････････････････････････････････････････････････ 22.2 核燃料サイクル･･････････････････････････････････････････････････････ 32.3 原子炉･････････････････････････････････････････････････････････････ 52.4 環境適合性･････････････････････････････････････････････････････････ 62.5 経済性････････････････････････････････････････････････････････････ 82.6 核拡散抵抗性･･････････････････････････････････････････････････････ 13

3. 評価結果････････････････････････････････････････････････････････････････ 143.1 組成･･････････････････････････････････････････････････････････････ 143.2 環境適合性････････････････････････････････････････････････････････ 183.3 経済性････････････････････････････････････････････････････････････ 223.4 核拡散抵抗性･･････････････････････････････････････････････････････ 27

4. まとめ･･･････････････････････････････････････････････････････････････････ 28参考文献･･･････････････････････････････････････････････････････････････････ 29

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Contents

1.Introduction ･･････････････････････････････････････････････････････････ 12.Estimation method ････････････････････････････････････････････････････････ 2

2.1 Mass flow estimation ･･･････････････････････････････････････････････ 22.2 Nuclear fuel cycle ････････････････････････････････････････････････ 32.3 Nuclear power plant････････････････････････････････････････････････ 52.4 Environment impact ･･････････････････････････････････････････ 62.5 Economy･････････････････････････････････････････････････ 82.6 Proliferation resistance･･････････････････････････････････････ 13

3.Results ･･･････････････････････････････････････････････････････････････ 143.1 Composition ･･･････････････････････････････････････････････････････ 143.2 Environment impact ･････････････････････････････････････ 183.3 Economy ･･･････････････････････････････････････････････････ 223.4 Proliferation resistance････････････････････････････････････････････ 27

4.Conclusion ･･････････････････････････････････････････････････････････････ 28References ･････････････････････････････････････････････････････････････････ 29

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1. 緒言

原子力機構では原子力利用によって発生する高レベル放射性廃棄物に含まれるマイナーアク

チノイド（MA）、すなわち、ネプツニウム(Np)、アメリシウム（Am）およびキュリウム(Cm)を回収し、原子炉で再び照射することで核変換を行う研究が行われている。核変換により、高レベル放射性

廃棄物（HLW）の潜在的な放射性毒性を大幅に低減することで、高レベル放射性廃棄物処分場の安全性を向上できる可能性がある。核変換を行う原子炉として、高速増殖炉(FBR)と加速器駆動炉(ADS)が検討されているが、いずれの炉を用いた場合でも、単一照射では十分な核変換（例えば、99%）を達成することは出来ない。そのため、核変換用原子炉で使用した燃料を再処理し、取り出した MA を燃料として加工し、再び炉で照射する必要がある。そのための再処理・燃料製造を、核変換燃料サイクルと呼ぶこととする。本研究の目的は、核変換燃料サイクルの環境適合

性、経済性、核拡散抵抗性を多面的に評価することである。

核変換用原子炉として FBR を利用する場合、燃料として酸化物燃料や金属燃料が考えられ、それぞれの再処理方法として先進湿式法や乾式再処理法が考えられる。いずれの場合でも、燃

料はウランを主とし、20～30%程度のプルトニウム(Pu)と 1%程度のMAを含む。FBRを用いる場合は、商用発電炉を兼ねるため、自己完結的に自らの MA を核変換する。一方、ADS を利用する場合は窒化物燃料と乾式再処理法を採用し、燃料はウランを含まず 4

割程度の Pu と 6 割程度の MA を含む。ADS は中型炉心であって加速器の電力も必要とすることから、発電を行うが主目的とはせず、発電用の MA を含まない FBR と組み合わせて用いられる。そのため、FBR に燃料を供給する商用核燃料サイクルと核変換燃料サイクルの二つの燃料サイクルが併存することとなる。

従って、いずれの炉で核変換を行う場合であっても、FBR を発電用システムとして利用することとなる。本評価では、FBRで Pu（およびU）のみを燃料として取り扱いMAはADSで核変換する場合、FBR で Pu と Np を燃料として扱い Am と Cm は ADS で核変換する場合、および FBRで Pu と MA を核変換し ADS は用いない場合を比較評価した。核変換燃料サイクルでは使用済燃料の再処理において MA を分離するとともに、発熱性元素

（セシウム、ストロンチウム）、白金属元素等も分離し、HLWを処理して発生するガラス固化体の減容を行うことが可能である。本評価ではこの分離技術の適用を前提とする。

以下、2 章でアクチノイド核種の平衡時組成の評価方法、仮定した核燃料サイクルおよび原子炉、各評価の実施手法を説明する。3 章で評価結果を、4 章でまとめを述べる。

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2. 評価手法

2. 1 諸量評価

核燃料サイクルのマスフローを評価するために、NMB（Nuclear Material Balance）コード 1)

を用いた。本コードは以下の特徴を有する。

- 半減期が数日よりも長い 26 のアクチノイド核種と 2 つの核分裂生成核種（表 1）に対して、燃焼および貯蔵期間中の組成変化を計算する。計算精度は、ORIGEN コード 2)等の燃焼コードと同等である。

- 初期の 235U 濃縮度や Pu 富化度を、無限実効増倍率を用いて決定する。その事で Pu 富化度の Pu 組成への依存性を考慮できる。

- 軽水炉、CANDU 炉、ガス炉、ナトリウム冷却 FBR、ADS が利用可能である。それぞれの炉心は、UO2、MOX、窒化物燃料等と組み合わせることが出来る。

- 核分裂生成物を幾つかのグループに分けて評価し、廃棄体発生量を評価可能である。そ

の際には、温度制限を考慮して地層処分場の専有面積も評価する。

- Microsoft Excel 上で動作する。

NMB コードは移行期の評価を行うために作られたコードであるが、発電構成が不変な状態で十分に長い期間計算を行うことで、平衡期のマスフローを得ることが出来る。

表 1 NMB コードで用いられている核種

Nuclide Half-life Nuclide Half-life

Th-232 1.405E+10y Pu-240 6.561E+3y

Pa-231 3.276E+4y Pu-241 14.29y

Pa-233 26.975d Pu-242 3.735E+5y

U-232 68.9y Am-241 432.6y

U-233 1.592E+5y Am-242m 141y

U-234 2.455E+5y Am-243 7.37E+3y

U-235 7.038E+8y Cm-242 162.94d

U-236 2.342E+7y Cm-243 29.1y

U-237 6.75d Cm-244 18.11y

U-238 4.468E+9y Cm-245 8.5E+3y

Np-237 2.144E+6y Cm-246 4.76E+3y

Np-238 2.117d I-129 1.57E+7y

Np-239 2.356d Tc-99 2.111E+5y

Pu-238 87.7y Other FPs -

Pu-239 2.411E+4y

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2. 2 核燃料サイクル本評価では FBR 核燃料サイクルとして、Pu のみ、Pu と Np、および TRU（Pu と MA）

をリサイクルする場合を考える。Pu のみをリサイクルする場合、FBR 使用済燃料中のNp、Am、Cm を ADS で核変換する。使用済燃料中の Np は Am と Cm との分離が可能で、放射能も低く Pu と同様に燃料として用いる事が可能であるため、Np は FBR でリサイクルする選択肢がある。その場合、Am と Cm については ADS で核変換する。Np、Am、Cm すなわち全ての MA を FBR でリサイクルする場合は ADS は不要である。すなわち、図 1 に示すように核変換の組み合わせとして以下の 3 ケースが考えられる。- F-Pu＋A-MA- F-PuNp＋A-AmCm- F-TRU原子炉を表すインデックスを表 2 に示した。FBR 使用済燃料の再処理では、湿式法に 4 群分離 3)を組み合わせた方法で、99.9%のア

クチノイド元素を回収することを仮定した。アクチノイドのロス分および FP 元素の廃棄物への移行割合について表 3、表 4 にそれぞれ示した。廃棄物の詳細については 2. 4 節で述べるが、Metal-REs は金属元素および希土類元素でありガラス固化される。Tc-PGMはテクネシウムおよび白金属元素であり、回収後リサイクルを行うものとして廃棄物に含

めない。

ADS 使用済燃料の再処理では、乾式再処理法 4)を用い、99.95%のアクチノイド元素を回収するものとした。アクチノイドのロス分および FP 元素の廃棄物への移行割合について表 5、表 6 にそれぞれ示した。

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図 1 評価対象とした３つの核燃料サイクル

表 2 核燃料サイクルの構成原子炉と核変換対象

インデックス新燃料中元素 FR で核変換

される元素

ADS で核変換さ

れる元素

F-Pu Pu リサイクル FBR U, Pu Pu Np, Am, Cm

F-PuNp Pu、Np リサイクル FBR U, Pu, Np Pu, Np Am, Cm

F-TRU TRU リサイクル FBR U, Pu, Np, Am,

Cm

U, Pu, Np,

Am, Cm

-

A-AmCm AmCm 核変換 ADS Am, Cm* - -

A-MA MA 核変換 ADS Np, Am, Cm* - -

* 実際には、臨界度調整のための Pu および燃焼過程で生成する Np、U も含まれる。

表 3 FBR 再処理におけるアクチノイド元素の分離率

廃棄物種類 U Np Pu Am, Cm

Cs 0 0 0 0

Sr 4E-5 6E-4 0 2E-4

Metal, REs 3E-5 3E-4 1E-3 8E-4

Tc-PGMs 0 6E-5 0 2E-5

二次廃棄物 9E-4 7E-5 0 0

回収アクチノイド 0.999 0.999 0.999 0.999

Pu

SF Reprocess

ADS Reprocess

TRU

FR

SF

Pu, Np

SF Reprocess

ADS Reprocess

TRU

FR

SF

TRU

SF ReprocessFR

Cs-SrMetal,

REs

Sodalite

Metals

HLW

Cs-SrMetal,

REs

Sodalite

Metals

HLW

Cs-SrMetal,

REs

HLW

F-Pu+A-MA

F-PuNp+A-AmCm

F-TRU

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表 4 FBR 再処理における FP 元素の分離率

廃棄物種類 Sr Zr Mo Tc Ru Pd

Cs 5E-5 5E-13 2E-8 1E-6 3E-6 5E-6

Sr 0.99 1E-8 5E-7 1E-6 0.03 0.09

Metal, REs 3E-4 1.00 0.95 0.02 0.43 0.02

Tc-PGMs 0.01 1E-6 0.05 0.98 0.53 0.89

廃棄物種類 Cs Ba La Ce Nd Sm

Cs 1.00 5E-5 5E-9 5E-9 5E-9 5E-9

Sr 5E-10 0.99 9E-5 9E-5 9E-5 9E-5

Metal, REs 1E-4 3E-4 1.00 1.00 0.98 0.97

Tc-PGMs 1E-6 0.01 1E-5 1E-5 1E-5 1E-5

表 5 ADS 再処理におけるアクチノイド元素の分離率廃棄物種類 U Np Pu Am, Cm

Sodalite 0 4E-5 2E-5 1E-5

Metal 5E-4 5E-4 5E-4 4E-4

回収アクチノイド 0.9995 0.9995 0.9995 0.9995

表 6 ADS 再処理における FP 元素の分離率

廃棄物種類 Sr Zr Mo Tc Ru Pd

Sodalite 1.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0

Metal 0.0 1.0 1.0 1.0 1.0 1.0

廃棄物種類 Cs Ba La Ce Nd Sm

Sodalite 1.00 1.0 1.0 1.0 1.0 1.0

Metal 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0 0.0

2. 3 原子炉

表 7 に今回の評価に影響を与える各原子炉のパラメータを示す。FBR は文献 5)から、ナトリウム金属冷却・酸化物燃料の低増殖比・高内部転換型炉心を採用した。この炉心は

F-TRU に相当し、MA の蓄積を抑制するために MA をリサイクルすることを前提としているが、炉心設計や一群断面積に影響を与えることなく、Pu 炉心あるいは、Pu-Np 炉心に変更可能であると仮定した。この炉心の増殖比は 1.03 であり、径方向ブランケットを持たず、軸方向ブランケットのみで増殖を行う。軸ブランケットの重量は増殖比が 1.03となるように NMB コード内部で調整されるため、24～26t の幅を持つ。

ADS は熱出力 0.8GWt、電気出力 0.264GWe であるが、加速器出力 0.03GWb を得るために 0.1GWe の電力が必要（加速効率 30%）であると仮定し、実際には電力網に 0.164GWeを送電するとした。

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表 7 原子炉の設定

FBR ADS

燃料ブランケッ

ト燃料

出力(GWe/基) 1.5 0.264

(0.164*1)

発電効率 42% 33%

運転効率 94.7% 82.2%

発電量(TWh/年 GWe) 8.30 7.21

(4.48*1)

重量（t/基） 71.8 24～26*2 4.0

炉内滞在期間(全出力換算日) 3110 600

燃焼度(GWd/tHM) 153 - 120

再処理前冷却年数(年) 4 3

使用済燃料発生量(tIHM/TWh) 0.641 0.203 -

使用済燃料発生量（tIHM/年 GWe） 5.32 1.8～1.9*2 - *1 加速器での電力消費を考慮した発電量 *2 MA 含有燃料かどうかで異なる。

2. 4 環境適合性環境適合性を表す指標として、発生する高レベル廃棄物の本数、地層処分時の処分場面

積、および潜在的毒性を用いる。

FBRおよび ADS使用済燃料の再処理で発生する HLWの廃棄体の設定寸法および含有できる廃棄物を表 8に示す。

FBR 再処理からは Cs-Sr 焼成体と高含有ガラス固化体が発生する。Cs 元素と Sr 元素は異なる工程でそれぞれゼオライトとチタン酸塩に吸着されるが、粉砕後混合され Cs-Sr焼成体として処理処分される。高含有ガラス固化体は Zr、Mo、希土類元素などを含み、高含有のガラス固化を阻害する高発熱元素や貴金属元素を含まないため、30%程度の廃棄元素含有率とすることができる。ただし、FBR 燃料で用いられる ODS 鋼の腐食成分が4%程度混入するため、実質上 26%をとした。一方、ADS 再処理からはソーダライトと合金廃棄物が発生する。前者は溶解成分を吸

着して発生するものであり、後者は不溶解物を溶融固化したものである。後者には ADSの被覆管（9Cr1Mo鋼など）も含まれるため、FP元素の含有量としては 4%しかない。含有率は重量だけでなく表 9 に示す制作時、処分後の発熱量に関わる温度によっても

制限される。今回の評価では最大の含有量をとった場合であっても、制作時の廃棄体制限

温度を満足したため、最大の含有率をとれるものとした。処分後の制限温度については、

貯蔵期間を長期化することで満足することとした。

処分方法については、廃棄体の発熱量に応じて、参考文献 6)の硬岩系地層に対する竪置きまたは集積定置を採用した。また、処分前の貯蔵期間についても参考文献 6)を用いた。処分方法ごとに求まる処分場面積は、廃棄体を定置する領域のみと定義し、アクセス坑道、付

帯設備坑道などを含まないものとする。

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潜在的放射性毒性は、使用済核燃料、あるいはそれに起因する放射性廃棄物に含まれる

全放射性核種が公衆に経口摂取された場合の被ばく線量を表す量である。現実には使用済

核燃料から発生した放射性廃棄物は人間社会から隔離して処分されるため、遅延や拡散の

効果により全ての放射性核種が公衆に摂取されることはあり得ない。そのため、潜在的放

射性毒性は処分後の核種移行を考慮しないソースタームに相当する量である。あるいは、

それ以上の害を及ぼさないという放射線影響の上限も意味している。毒性評価は参考文献 7)に基づいて行った。

表 8 廃棄体設定

寸法重量(kg) 廃棄物最大含有

率

Cs 円柱（直径

42cm、高さ

103cm）

352 14.30%

Sr 600 9.90%

高含有ガラス 400 30% （26%*）

ADS-Sodalite 371 10%

ADS-Metal 928 100% (4%*)

* 被覆管の混入を考慮した値

表 9 廃棄体制作時および処分時の温度制限

制作時廃棄体制

限温度(℃)

処分後の制限温度(℃)

緩衝体（竪置、横置）廃棄体（集積）

Cs 1200 100 80

Sr 1200

高含有ガラス 500

ADS-Sodalite 1200

ADS-Metal 考慮せず

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2. 5 経済性経済性評価は OECD/NEA がとりまとめた手法およびデータベース 8)を用いて行った。この手

法では、平衡状態に達し十分に技術が成熟した状態を対象として、燃料取扱量などの単位量に

対する単価が、低価格（Lower）、中価格(Nominal)、高価格（Upper）で与えられている。表 10 に評価に必要な諸量を変数名とともに示す。これらの量は発電量 1TWh に対して規格

化されており、各核変換シナリオに対して諸量評価に基づいて与えられる。

表 11 に廃棄物以外の単位コストを示す。燃料製造、使用済燃料輸送、使用済燃料貯蔵、および再処理については、取り扱い重量あたりのコストが示されている。原子炉については発電容

量（C1~C3）あたりで与えられているため、稼働率（C4~C6）と原子炉寿命を用いて 1TWh あたり（B5~B7）に換算した。このとき、原子炉寿命は 40 年とした。

表 12 に各コストの評価式を示す。燃料製造、使用済燃料輸送、使用済燃料貯蔵、および再処理については、取扱量と単位コストを乗算することで得られる。使用済燃料貯蔵については、物

量に比例する費用（E6）と物量と期間に比例する費用（E7）が必要となる。原子炉建設については、建設費そのもの（表中 D0）を建設コストとせず、D0 に建設投資固定費率（D1）を乗じた費用をコスト（E2）とする。また、廃炉固定費(E3)、OM 固定費(Overhaul and maintenance, E4)についても同様である。表中の E1~E8（D0 を除く）を合算したものが、廃棄物を除く発電コストとなり、単位は mill/kWh(1mill=0.001$、西暦 2000 年換算)で表される。廃棄物関連のコストについては、まず発生量を表 13 の単位取扱量あたりの発生量から、表

14 に示した方法で見積もる。廃棄物は短寿命中低レベル廃棄物（LILW-SL, Low- andintermediate level waste – short lived）と長寿命中低レベル廃棄物（LILW-LL, Low- andintermediate level waste – long lived）が単位取扱量または単位発電量から得られる。NEAの手法では、HLWについても同様の手法で得られるが、FP 核種の分離に対応できないため、2.4 節での評価を用いることとする。

表 15 に廃棄物に関わる単価を、表 16 に廃棄物に関わる発電コストの評価式をそれぞれ示す。HLW 乾式貯蔵コストについては 50 年間を前提とした単位コストが与えられているため、それを元に貯蔵期間と貯蔵量に比例するとして評価した。HLW の処分コストは発熱量に比例して坑道の掘削量が増大し、コストが増大すると評価しているため、発熱量のみの関数となっている。

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表 10 経済性評価のための諸量単位変数名

燃料製造 MOX kg/TWh A1

MOX+Np kg/TWh A2

MOX+MA kg/TWh A3

ADS kg/TWh A4

原子炉 FR TWh A5

ADS reactor TWh A6

ADS accelerator TWhb A7

使用済燃料輸送 MOXSF kg/TWh A8

ADSSF kg/TWh A9

使用済燃料中間貯蔵 MOXSF kg/TWh A10

ADS SF kg/TWh A11

使用済燃料中間貯蔵

期間

MOXSF year A12

ADS SF year A13

再処理 FR MOX ad. PUREX kg/TWh A14

ADS PYRO kg/TWh A15

高レベル廃棄物

発生量

Metal-RE m3/TWh A16

Cs+Sr m3/TWh A17

ADS-Sodalite m3/TWh A18

ADS-Metal m3/TWh A19


貯蔵年数.

Metal-RE year A20

Cs+Sr year A21

ADS-Sodalite year A22

ADS-Metal year A23


発熱量

Metal-RE kW/TWh A24

Cs+Sr kW/TWh A25

ADS-Sodalite kW/TWh A26

ADS-Metal kW/TWh A27

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表 11 単位コスト（廃棄物以外）単位 Lower Nominal Upper 変数名計算

方法

燃料製造 MOX $/kg 1000 1250 1500 B1

MOX+Np $/kg 1000 1250 1500 B2

MOX+MA $/kg 1000 1500 2000 B3

ADS $/kg 5000 11000 15000 B4

原子炉 FR $/kWe 1,200 1,900 2,300 C1

ADS reactor $/kWe 1,200 1,900 2,300 C2

ADS accelerator $/Wb 5 15 20 C3

稼働率 FR % 80 85 95 C4

ADS reactor % 75 80 85 C5

ADS accelerator % 75 80 85 C6

発電量換

算

FR $/TWh 4.28E+06 6.37E+06 6.90E+06 B5 *1

ADS reactor $/TWh 4.56E+06 6.77E+06 7.72E+06 B6 *2

ADS accelerator $/TWhb 1.90E+07 5.35E+07 6.71E+07 B7 *3

建設投資固定費率 %/yr 6 9 12 D1

廃炉固定費率 %/yr 8 8 8 D2

OM 固定費率 %/yr 3 4 5 D3

使用済燃

料輸送

MOXSF $/kgHM 60 90 240 B8

ADSSF $/kgHM 600 900 2400 B9

使用済燃

料中間貯

蔵

MOXSF $/kgHM 60 90 240 B10

ADS SF $/kgHM 600 900 2400 B11

使用済燃

料中間貯

蔵（期間）

MOXSF $/kgHM/yr 5 7.5 20 B12

ADS SF $/kgHM/yr 50 75 200 B13

再処理 FR MOX ad.

PUREX

$/kgHM 1000 2200 3000 B14

ADS PYRO $/kgHM 5000 7000 12000 B15

*1 B = ∙∙ ∙ ∙ 、*2 B =∙

∙ ∙ ∙ 、*3 B = ∙

∙ ∙ ∙ = 原子炉寿命(40年)

- �0 -


表 12 発電コスト評価式（廃棄物以外）単位変数名計算方法

燃料製造 mill/kWh E1 E = ∙ 10

原子炉建設 mill/kWh D0 = ∙ 10

建設投資固定費

率

mill/kWh E2 E = 100 ∙ 10 廃炉固定費率 mill/kWh E3 E = 100 ∙ 10 OM 固定費率 mill/kWh E4 E = 100 ∙ 10 使用済燃料輸送 mill/kWh E5

E = ∙ 10

使用済燃料中間

貯蔵 1（物量比例）

mill/kWh E6 E = ∙ 10

使用済燃料中間

貯蔵 2（期間比例）

mill/kWh E7 E =

∙ 10 再処理 mill/kWh E8

E = ∙ 10

表 13 単位量あたりの廃棄物発生量発生元発生量変数名

LILW-SL 燃料製造 MOX m3/tHM 0.6 F1

ADS m3/tHM 0.6 F4

原子炉 FR m3/TWh 6.4 F5

ADS m3/TWh 6.4 F6


PUREX

m3/tHM 1.21 F14

ADS PYRO m3/tHM 0 F15

LILW-LL 燃料製造 MOX m3/tHM 0.6 G1

ADS m3/tHM 0.6 G4

原子炉 FR m3/TWh 0.3 G5

ADS m3/TWh 0.3 G6


PUREX

m3/tHM 0.8 G14

ADS PYRO m3/tHM 2.69 G15

HLW 再処理 FR MOX ad.

PUREX

m3/tHM 0.128 *

ADS PYRO m3/tHM 0.15 *

*今回の評価では 3.2 節の評価結果を用いるため、この単位発生量は用いない。

- 11 -


表 14 経済性評価のための廃棄物発生量評価方法廃棄物種類発生元単位変数名計算方法

LILW-SL 燃料製造 m3/TWh J1 = +

原子炉 m3/TWh J2 =

再処理 m3/TWh J3 =

LILW-LL 燃料製造 m3/TWh J4 = +

原子炉 m3/TWh J5 =

再処理 m3/TWh J6 =

HLW 発生量 m3/TWh ～表 10

貯蔵期間 year ～表 10

発熱量 kW/TWh ～表 10

表 15 単位コスト（廃棄物）廃棄物種

類

単位 Lower Nominal Upper 変数名

乾式貯蔵 HLW $/m3/year 1600 2400 4000 K1

廃棄体化 HLW $/m3 100000 200000 400000 K2

処分 LILW-SL $/m3 1200 2000 3000 K3

LILW-LL $/m3 4000 6000 8000 K4

HLW $/m3 600 1200 2000 K5

HLW m3/kW 10 20 30 K6

表 16 発電コスト評価式（廃棄物）廃棄物種

類

単位変数名計算方法

乾式貯蔵 HLW mill/kWh E9 = ∙ 10

廃棄体化 HLW mill/kWh E10 = ∙ 10

処分 LILW-SL mill/kWh E11 = ∙ 10

LILW-LL mill/kWh E12 = ∙ 10

HLW mill/kWh E13 = ∙ 10

- �� -


2. 6 核拡散抵抗性核拡散抵抗性の評価については文献 9)において評価済みであり、その結果を参照する。この文献では、Bathke によって定義された、核拡散抵抗性に影響を及ぼす物質としての魅力度 10)が評価された。魅力度は、臨界性、発熱、近接困難性等から、核物質として転用される場合の有用性

を評価した指標（FOM, Figure of merit）で、魅力度が高いほど核拡散抵抗性が小さく、低いほど大きくなる。Bathke は FOM が 0 以下であれば魅力度が非常に低い（VL と表記）、0～1 であれば低い（L と表記）、1～2 であれば中程度（M と表記）、2 以上であれば高い（H と表記）とした。例えば臨界質量であれば、FOM=1 は 800kg の 20％濃縮ウランに相当し、80kg 以下の臨界質量であれば FOM は 2 以上となる。

評価対象は、本研究と同一の核変換シナリオにおける FBR 燃料、FBR ブランケット燃料、ADS燃料の新燃料および使用済燃料である。これらの新燃料および使用済燃料に対して何らかの処理

が行われ、Pu、Np、Am＋Cm、TRU のいずれかが分離された場合について、それぞれ FOM 指標が評価されている。

- �� -


3. 評価結果

3. 1 組成

表 17 に平衡期における各核変換シナリオの電力構成を示す。F-Pu+A-MA シナリオでは、FBR基数（1GWe 換算）：ADS 基数＝7.57：1 である。この値をサポートファクターと定義する。基数で換算すると、1GWe の商用発電を得るために 0.13 基の ADS が必要となる。F-PuNp+A-AmCm シナリオでは Np を FBR で核変換するため ADS の基数は若干少なくなり 0.112 基となる。F-TRU シナリオでは全ての発電を FBR で行う。

各新燃料および冷却後の使用済燃料の、、1TWh の発電量に相当する重金属量（tHM/TWh）および組成を表 18、表 19、図 2～図 4 に示す。F-Pu、F-PuNp、F-TRU の新燃料中の Pu 富化度はそれぞれ、18.7%、18.8%、19.4%と差が小さい。また、増殖比を 1.03 に保つための軸方向ブランケットの重量についても僅かな差が見られるが、殆ど同じである。F-TRU の新燃料中 MA 含有率は1.1%程度となっており、その多くは Am である。ADS では、Pu が 4 割程度でその他が MA である。

表 17 サポートファクターおよびサイクル全体の発電量

Support

factor

unit*1 TWh/yr Ratio

FBR ADS FBR ADS FBR ADS

F-Pu+A-MA 7.57 0.982 0.130 8.140 0.153 98.15% 1.85%

F-PuNp

+A-AmCm 8.78 0.984 0.112 8.161 0.132 98.40% 1.60%

F-TRU - 1

8.294

100.00% - *1 1GWe 換算。実際は 1.5GWe/基であるので、基数は 1/1.5 となる。ADS は 0.264GWe を一基とする。

- �� -


表18

FB

R新

燃料

およ

び使

用済

燃料

の生

成量

およ

び重

金属

組成

Index

F-P

u

F-P

uN

p

F-T

RU

Fuel*

1

FF

SF

SB

lk

FF

SF

SB

lk

FF

SF

SB

lk

tHM

/G

We/yr*

2

5.3

2

4.4

9

1.6

9

5.3

2

4.4

9

1.7

2

5.3

2

4.4

9

1.8

4

tHM

/T

Wh

0.6

30

0.5

32

0.2

00

0.6

31

0.5

33

0.2

04

0.6

41

0.5

42

0.2

22

U-234

3.2

047E-04

2.7

702E-04

1.0

605E-03

4.4

412E-04

3.9

612E-04

1.0

605E-03

8.7

184E-04

7.7

979E-04

1.0

605E-03

U-235

2.3

834E-03

6.5

406E-04

6.5

047E-04

2.3

972E-03

6.8

204E-04

6.5

047E-04

2.2

840E-03

7.3

753E-04

6.5

047E-04

U-236

4.4

522E-03

3.6

380E-03

4.4

776E-03

4.4

475E-03

3.6

459E-03

4.4

776E-03

4.1

945E-03

3.4

809E-03

4.4

776E-03

U-237

3.6

321E-10

4.4

317E-06

1.2

624E-11

3.6

289E-10

4.4

111E-06

1.2

624E-11

3.6

337E-10

4.1

605E-06

1.2

624E-11

U-238

8.0

549E-01

6.6

703E-01

9.0

092E-01

8.0

247E-01

6.6

534E-01

9.0

092E-01

7.8

713E-01

6.5

599E-01

9.0

092E-01

Np-237

8.2

960E-06

9.2

270E-04

7.1

255E-04

1.5

058E-03

1.3

995E-03

7.1

255E-04

1.5

527E-03

1.4

076E-03

7.1

255E-04

Np-238

9.6

860E-14

8.7

593E-07

6.6

882E-13

9.6

338E-14

1.3

222E-06

6.6

882E-13

4.0

679E-11

1.2

998E-06

6.6

882E-13

Np-239

6.1

052E-12

1.2

227E-04

1.9

223E-11

6.0

639E-12

1.2

132E-04

1.9

223E-11

1.6

589E-09

1.1

691E-04

1.9

223E-11

Pu-238

1.6

464E-03

1.5

461E-03

2.4

290E-04

2.3

095E-03

2.2

313E-03

2.4

290E-04

4.1

676E-03

4.0

974E-03

2.4

290E-04

Pu-239

1.1

292E-01

9.5

672E-02

5.8

710E-02

1.1

340E-01

9.5

822E-02

5.8

710E-02

1.1

475E-01

9.5

849E-02

5.8

710E-02

Pu-240

5.9

668E-02

5.8

661E-02

7.0

175E-03

5.9

884E-02

5.8

849E-02

7.0

175E-03

6.1

613E-02

6.0

333E-02

7.0

175E-03

Pu-241

6.8

422E-03

8.7

414E-03

4.0

772E-04

6.8

559E-03

8.7

578E-03

4.0

772E-04

6.9

839E-03

8.9

316E-03

4.0

772E-04

Pu-242

5.8

970E-03

5.8

500E-03

9.3

982E-05

5.9

180E-03

5.8

678E-03

9.3

982E-05

6.7

241E-03

6.8

222E-03

9.3

982E-05

Am

-241

3.5

948E-04

2.1

794E-03

1.8

518E-04

3.6

008E-04

2.1

896E-03

1.8

518E-04

5.7

392E-03

3.9

672E-03

1.8

518E-04

Am

-242m

5.1

661E-07

7.9

037E-05

3.5

672E-06

5.1

382E-07

7.9

158E-05

3.5

672E-06

2.1

696E-04

2.2

834E-04

3.5

672E-06

Am

-243

7.1

042E-06

1.0

385E-03

2.2

368E-05

7.0

562E-06

1.0

381E-03

2.2

368E-05

1.9

303E-03

1.9

466E-03

2.2

368E-05

Cm

-242

2.7

742E-09

1.1

347E-04

1.4

629E-08

2.7

560E-09

1.1

340E-04

1.4

629E-08

6.1

794E-07

2.1

223E-04

1.4

629E-08

Cm

-243

6.0

998E-08

1.0

138E-05

2.8

459E-07

6.0

287E-08

1.0

091E-05

2.8

459E-07

2.5

345E-05

2.9

484E-05

2.8

459E-07

Cm

-244

2.3

261E-06

3.9

463E-04

1.3

649E-05

2.2

972E-06

3.9

224E-04

1.3

649E-05

1.3

100E-03

1.5

844E-03

1.3

649E-05

Cm

-245

2.8

461E-07

4.1

266E-05

4.1

474E-06

2.7

977E-07

4.0

826E-05

4.1

474E-06

3.5

292E-04

3.5

050E-04

4.1

474E-06

Cm

-246

1.6

313E-08

2.3

519E-06

1.9

096E-06

1.5

925E-08

2.3

109E-06

1.9

096E-06

1.5

797E-04

1.6

807E-04

1.9

096E-06

U

8.1

265E-01

6.7

161E-01

9.0

711E-01

8.0

976E-01

6.7

007E-01

9.0

711E-01

7.9

448E-01

6.6

100E-01

9.0

711E-01

Np

8.2

960E-06

1.0

458E-03

7.1

255E-04

1.5

058E-03

1.5

221E-03

7.1

255E-04

1.5

527E-03

1.5

258E-03

7.1

255E-04

Pu

1.8

698E-01

1.7

047E-01

6.6

472E-02

1.8

836E-01

1.7

153E-01

6.6

472E-02

1.9

423E-01

1.7

603E-01

6.6

472E-02

Am

3.6

710E-04

3.2

969E-03

2.1

112E-04

3.6

765E-04

3.3

069E-03

2.1

112E-04

7.8

865E-03

6.1

421E-03

2.1

112E-04

Cm

2.6

908E-06

5.6

185E-04

2.0

005E-05

2.6

560E-06

5.5

887E-04

2.0

005E-05

1.8

469E-03

2.3

447E-03

2.0

005E-05

tota

l 1.0

000E+00

8.4

698E-01

9.7

452E-01

1.0

000E+00

8.4

698E-01

9.7

452E-01

1.0

000E+00

8.4

704E-01

9.7

452E-01

*1 F

F=F

resh

fuel, S

F=Spen

t fu

el,

SB

lk=Spen

t bla

nket

*2 1

GW

e 出

力の

FB

Rに

規格

化し

た値

- �� -


表19

AD

S新

燃料

およ

び使

用済

燃料

の生

成量

およ

び重

金属

組成

Index

A-M

A

A-A

mC

m

Fuel

FF

SF

FF

SF

tHM

/G

We/yr

0.2

3

0.2

6

0.2

3

0.2

0

tHM

/T

Wh

0.0

27

0.0

24

0.0

31

0.0

28

U-234

3.8

302E-02

2.9

575E-02

2.9

673E-02

4.0

565E-02

U-235

6.3

660E-03

4.6

473E-03

4.9

809E-03

6.6

627E-03

U-236

3.1

964E-03

2.3

045E-03

2.5

909E-03

3.5

657E-03

U-237

3.5

483E-10

4.4

620E-10

4.6

707E-10

3.3

995E-10

U-238

6.9

953E-06

4.9

466E-06

5.4

199E-06

7.6

637E-06

Np-237

7.3

076E-02

1.0

564E-02

8.9

202E-03

5.3

806E-02

Np-238

2.3

997E-09

2.7

857E-09

2.4

680E-09

2.1

366E-09

Np-239

8.5

505E-08

1.0

121E-07

8.0

412E-08

7.0

065E-08

Pu-238

1.7

030E-01

1.4

928E-01

1.5

034E-01

1.6

901E-01

Pu-239

4.3

775E-02

3.7

792E-02

3.7

462E-02

4.3

479E-02

Pu-240

1.0

648E-01

1.3

267E-01

1.2

661E-01

1.0

937E-01

Pu-241

1.1

460E-02

1.4

411E-02

1.5

085E-02

1.0

979E-02

Pu-242

7.2

461E-02

7.4

966E-02

7.7

429E-02

7.3

594E-02

Am

-241

2.5

664E-01

2.9

544E-01

2.0

891E-01

1.8

309E-01

Am

-242m

1.2

956E-02

1.4

858E-02

1.3

163E-02

1.1

396E-02

Am

-243

1.0

152E-01

1.1

777E-01

9.3

570E-02

8.1

530E-02

Cm

-242

1.5

668E-04

1.7

841E-04

7.0

031E-04

5.3

421E-05

Cm

-243

1.5

394E-03

1.7

330E-03

1.6

048E-03

1.3

320E-03

Cm

-244

7.6

920E-02

8.4

599E-02

8.1

745E-02

6.7

821E-02

Cm

-245

1.8

240E-02

2.1

074E-02

1.9

928E-02

1.7

529E-02

Cm

-246

6.6

092E-03

8.1

267E-03

8.4

878E-03

6.9

651E-03

U

4.7

871E-02

3.6

532E-02

3.7

250E-02

5.0

801E-02

Np

7.3

076E-02

1.0

564E-02

8.9

203E-03

5.3

806E-02

Pu

4.0

447E-01

4.0

913E-01

4.0

692E-01

4.0

643E-01

Am

3.7

112E-01

4.2

806E-01

3.1

564E-01

2.7

602E-01

Cm

1.0

347E-01

1.1

571E-01

1.1

247E-01

9.3

700E-02

tota

l 1.0

000E+00

1.0

000E+00

8.8

120E-01

8.8

078E-01

- �� -


図 2 新燃料および使用済燃料の重金属重量組成

図 3 新燃料および使用済燃料の Pu 組成

図 4 新燃料および使用済燃料の Am, Cm 組成

0%

10%

20%

30%

40%

50%

60%

70%

80%

90%

100%

FF SF SBlk FF SF SBlk FF SF SBlk FF SF FF SF

F-Pu F-PuNp F-TRU A-MA A-AmCm

Cm

Am

Pu

Np

U

0%

10%

20%

30%

40%

50%

60%

70%

80%

90%

100%



Pu-242

Pu-241

Pu-240

Pu-239

Pu-238

0%

10%

20%

30%

40%

50%

60%

70%

80%

90%

100%



Cm-246

Cm-245

Cm-244

Cm-243

Cm-242

Am-243

Am-242m

Am-241

- �� -


3. 2 環境適合性表 20 に TWh あたりの廃棄体発生量、処分前貯蔵期間、および処分方法をシナリオご

とに示す。Cs および Sr については個々に示してあるが、実際に発生する廃棄物は Cs+Srのみである。図 5 に示すように廃棄体発生本数では F-TRU シナリオが最も小さいがその差は 6%程度であり小さい。

一方、図 6 に示すように処分面積では F-TRU シナリオが他よりも 40%程度小さい。これは ADS の金属廃棄物に比較的高密度のアクチノイド核種が含まれており、長期の貯蔵を経ても発熱が無視できず、集積定置が困難であることが原因である。ただし、いずれの

シナリオでも現在考えられている軽水炉ガラス固化体の処分面積 150m2/TWh6)に比べ 2桁以上小さくなっており、十分に小さいといえる。

次に、潜在的放射性毒性に影響を与える、ロスとして廃棄体中に含まれるアクチノイド

核種の総重量をシナリオごとに図 7 に示す。Pu のロス量は各シナリオでほぼ同じであるが、F-TRU シナリオが僅かに大きい。一方、MA のロス量では F-TRU シナリオが他よりも小さい。なお、F-Pu 炉心から発生し、ADS で核変換される MA 量は 30kg/TWh 程度であるので、ロス分の約 0.2kg はその 1/150 程度であることがわかる。

各シナリオにおける FP 核種の潜在的放射性毒性を図 8 に示す。FP 核種の生成量は発生した核分裂エネルギー量に比例するから、シナリオ間の差は殆ど無い。0～500 年の支配核種は半減期が 30 年程度の 90Sr および 137Cs である。その後は 99Tc、129I、93Zr、135Cs、126Sn などの核種が長期の毒性に寄与するが、図 9 に示すアクチノイド核種よりも毒性は小さい。アクチノイド核種の毒性では、前述の様に MA のロス量に差があるものの、Puの放射性毒性も MA と同様に大きいため、合計としては全てのシナリオで同程度となる。従って、図 10 に合計を示す様に、シナリオ間において毒性の違いは無い結果となった。

- �� -


表 20 廃棄体発生量および処分場面積の評価結果

F-Pu+A-MA

Metal

-RE Cs Sr Cs+Sr

ADS

-Sodalite

ADS

-Metal Total

廃棄元素重量 kg/TWh 63.3 12.0 9.4 21.4 1.7 1.4 87.9

廃棄物本数 #/TWh 0.607 0.239 0.158 0.4 0.047 0.039 1.089

製造時発熱量 W/体 1174 6730 3378 5397 3959 4957 -

冷却期間年 60 295 280 10 -

処分方法集積集積集積竪置 4 段 -

処分面積 m2/TWh 0.577 0.377 0.044 0.427 1.425

F-PuNp+A-AmCm

Metal

-RE Cs Sr Cs+Sr

ADS

-Sodalite

ADS

-Metal Total

廃棄元素重量 kg/TWh 63.5 12.1 9.4 21.5 1.5 1.2 87.7

廃棄物本数 #/TWh 0.609 0.240 0.158 0.4 0.040 0.033 1.080

製造時発熱量 W/体 1175 6730 3377 5396 3962 4967 -

冷却期間年 60 295 280 10 -

処分方法集積集積集積竪置 4 段 -

処分面積 m2/TWh 0.578 0.378 0.038 0.368 1.362

F-TRU

Metal

-RE Cs Sr Cs+Sr

ADS

-Sodalite

ADS

-Metal Total

廃棄元素重量 kg/TWh 64.5 12.3 9.5 21.8 - - 86.3

廃棄物本数 #/TWh 0.618 0.243 0.161 0.4 - - 1.022

製造時発熱量 W/体 1179 6646 3338 5330 - -

冷却期間年 60 295 - -

処分方法集積集積 - -

処分面積 m2/TWh 0.587 0.384 - - 0.971

- 19 -


図 5 廃棄体発生量図 6 処分場面積

図 7 廃棄体中に含まれる重金属重量（左：U,Pu、右：MA）

0

0.2

0.4

0.6

0.8

1

1.2

F-Pu

+A-M

A

F-Pu

Np

+A-A

mC

m

F-TR

U

廃棄物発生量

(#/T

Wh)

ADS-MetalADS-SodaliteCs+SrMetal-RE

0

0.2

0.4

0.6

0.8

1

1.2

1.4

1.6

F-Pu

+A-M

A

F-Pu

Np

+A-A

mC

m

F-TR

U

処分場面積

(m2 /T

Wh)

ADS-MetalADS-SodaliteCs+SrMetal-RE

0

50

100

150

200

250

F-Pu

+A-M

A

F-Pu

Np

+A-A

mC

m

F-TR

U

廃棄体中重金属重量

(g/T

Wh)

Pu242Pu241Pu240Pu239Pu238U238

0

2

4

6

8

10

12

F-Pu

+A-M

A

F-Pu

Np

+A-A

mC

m

F-TR

U

廃棄体中重金属重量

(g/T

Wh)

Cm246Cm245Cm244Am243Am241Np237

- �0 -


図 8 潜在的放射性毒性（FP 核種）図 9 潜在的放射性毒性（アクチノイド）

図 10 潜在的放射性毒性（合計）

1E+2

1E+3

1E+4

1E+5

1E+6

1E+7

1E+8

1E+9

1E+10

1E+11

1E+0

1E+1

1E+2

1E+3

1E+4

1E+5

1E+6

1E+7

1E+8

潜在的放射性毒性

(Sv/

TW

h)

発生後経過年数

F-Pu+A-MAF-PuNp+A-AmCmF-TRU

1E+2

1E+3

1E+4

1E+5

1E+6

1E+7

1E+8

1E+9

1E+10

1E+11

1E+0

1E+1

1E+2

1E+3

1E+4

1E+5

1E+6

1E+7

1E+8


(Sv/

TW

h)発生後経過年数


1E+2

1E+3

1E+4

1E+5

1E+6

1E+7

1E+8

1E+9

1E+10

1E+11

1E+0

1E+1

1E+2

1E+3

1E+4

1E+5

1E+6

1E+7

1E+8


(Sv/

TWh)



図 8 潜在的放射性毒性（FP 核種）図 9 潜在的放射性毒性（アクチノイド）

図 10 潜在的放射性毒性（合計）

1E+2

1E+3

1E+4

1E+5

1E+6

1E+7

1E+8

1E+9

1E+10

1E+11

1E+0

1E+1

1E+2

1E+3

1E+4

1E+5

1E+6

1E+7

1E+8


(Sv/

TW

h)



1E+2

1E+3

1E+4

1E+5

1E+6

1E+7

1E+8

1E+9

1E+10

1E+11

1E+0

1E+1

1E+2

1E+3

1E+4

1E+5

1E+6

1E+7

1E+8


(Sv/

TW

h)



1E+2

1E+3

1E+4

1E+5

1E+6

1E+7

1E+8

1E+9

1E+10

1E+11

1E+0

1E+1

1E+2

1E+3

1E+4

1E+5

1E+6

1E+7

1E+8


(Sv/

TWh)



- 21 -


3. 3 経済性表 21 に経済性評価のための諸量を示す。これらの量は 3 節、3. 2 節で得られたものであ

る。廃棄体を除く発電コストについて、低価格～高価格ケースをそれぞれ表 22～表 24 に示す。また、低・中レベル廃棄物の発生量を表 25 に、廃棄体関連コストを表 26～表 28に示す。

表 29 および図 11 に工程ごとに分類したコストを示す。コストの多くは原子炉の建設およびメンテナンスに費やされており、燃料製造・再処理・廃棄物のコストは僅かであるこ

とがわかる。合計では、低価格ケースが 18～19mill/kWh、中価格ケースが 38～40mill/kWh、高価格ケースが 55～57kWh であり、ケース間の違いは大きいものの核変換シナリオ間の違いは小さい。表 30 および図 12 に FBR と ADS に関連するコストを示した。ADS が用いられているシナリオでの ADS が占めるコストは 6%程度であり、シナリオ間の差が小さいことの原因となっている。

表 21 経済性評価のための諸量単位 F-Pu F-PuNp F-TRU A-MA A-AmCm 変数

名

燃料製造 MOX kg/TWh 838.3 214.8 231.7 A1

MOX+Np kg/TWh 629.7 A2

MOX+MA kg/TWh 641.5 A3

ADS kg/TWh 36.7 31.6 A4

原子炉 FR TWh 0.9788 0.9817 1.0000 0.0000 0.0000 A5

ADS reactor TWh 0.0349 0.0301 A6

ADS accel. TWhb 0.0018 0.0015 A7

使用済燃料

輸送

MOXSF kg/TWh 838.3 844.5 873.2 A8

ADSSF kg/TWh 36.7 31.6 A9

使用済燃料

中間貯蔵

MOXSF kg/TWh 838.3 844.5 873.2 A10

ADS SF kg/TWh 36.7 31.6 A11

使用済燃料

中間貯蔵期

間

MOXSF year 5.0 5.0 5.0 A12

ADS SF year 3.0 3.0 A13


PUREX

kg/TWh 838.3 844.5 873.2 A14

ADS PYRO kg/TWh 36.7 31.6 A15

高レベル廃

棄物発生

量

Metal-RE m3/TWh 0.0866 0.0868 0.0882 A16

Cs+Sr m3/TWh 0.0566 0.0568 0.0577 A17

ADS-Sodalite m3/TWh 0.0067 0.0057 A18

ADS-Metal m3/TWh 0.0055 0.0047 A19

高レベル廃

棄物貯蔵

年数

Metal-RE year 60 60 60 A20

Cs+Sr year 295 295 295 A21

ADS-Sodalite year 280 280 A22

ADS-Metal year 10 10 A23

高レベル廃

棄物発熱

量

Metal-RE kW/TWh 0.0050 0.0052 0.0062 A24

Cs+Sr kW/TWh 0.0025 0.0025 0.0028 A25

ADS-Sodalite kW/TWh 0.0003 0.0003 A26

ADS-Metal kW/TWh 0.0036 0.0033 A27

- �� -


表 22 低価格ケースでの発電コスト（廃棄物以外）単位 F-Pu F-PuNp F-TRU A-MA A-AmCm 変数名

燃料製造 mill/kWh 0.838 0.845 0.873 0.183 0.158 E1

原子炉建設 mill/kWh 4.187 4.199 4.278 0.193 0.166 D0

建設投資固定費率 mill/kWh 10.049 10.079 10.267 0.463 0.399 E2

廃炉固定費率 mill/kWh 0.804 0.806 0.821 0.037 0.032 E3

OM 固定費率 mill/kWh 5.025 5.039 5.133 0.232 0.200 E4

使用済燃料輸送 mill/kWh 0.050 0.051 0.052 0.022 0.019 E5

使用済燃料中間貯蔵 1 mill/kWh 0.050 0.051 0.052 0.022 0.019 E6


再処理 mill/kWh 0.838 0.845 0.873 0.183 0.158 E8

表 23 中価格ケースでの発電コスト（廃棄物以外）単位 F-Pu F-PuNp F-TRU A-MA A-AmCm 変数名

燃料製造 mill/kWh 1.048 1.056 1.252 0.404 0.348 E1

原子炉建設 mill/kWh 6.240 6.258 6.375 0.331 0.286 D0


廃炉固定費率 mill/kWh 1.797 1.802 1.836 0.095 0.082 E3

OM 固定費率 mill/kWh 9.984 10.013 10.200 0.530 0.457 E4




再処理 mill/kWh 1.844 1.858 1.921 0.257 0.221 E8

表 24 高価格ケースでの発電コスト（廃棄物以外）単位 F-Pu F-PuNp F-TRU A-MA A-AmCm 変数名

燃料製造 mill/kWh 1.257 1.267 1.631 0.550 0.348 E1

原子炉建設 mill/kWh 6.758 6.778 6.905 0.388 0.286 D0


廃炉固定費率 mill/kWh 2.595 2.603 2.651 0.149 0.082 E3

OM 固定費率 mill/kWh 13.517 13.556 13.809 0.777 0.457 E4




再処理 mill/kWh 2.515 2.534 2.620 0.440 0.221 E8

- �� -


表 25 低・中レベル廃棄物の発生量廃棄物種類発生元単位 F-Pu F-PuNp F-TRU A-MA A-AmCm 変数名

LILW-SL 燃料製造 m3/TWh 0.5030 0.5067 0.5239 0.0220 0.0190 J1

原子炉 m3/TWh 6.2643 6.2826 6.4000 0.2232 0.1924 J2

再処理 m3/TWh 1.0143 1.0219 1.0566 0.0000 0.0000 J3

LILW-LL 燃料製造 m3/TWh 0.5030 0.5067 0.5239 0.0220 0.0190 J4

原子炉 m3/TWh 0.2936 0.2945 0.3000 0.0105 0.0090 J5

再処理 m3/TWh 0.6706 0.6756 0.6986 0.0987 0.0851 J6

表 26 低価格ケースでの発電コスト（廃棄物）廃棄物種類単位 F-Pu F-PuNp F-TRU A-MA A-AmCm 変数名

乾式貯蔵 HLW mill/kwh 0.0350 0.0351 0.0357 0.0031 0.0026 E9

廃棄体化 HLW mill/kwh 0.0143 0.0144 0.0146 0.0012 0.0010 E10

処分 LILW-SL mill/kwh 0.0093 0.0094 0.0096 0.0003 0.0003 E11

LILW-LL mill/kwh 0.0059 0.0059 0.0061 0.0005 0.0005 E12

HLW mill/kwh 0.0000 0.0000 0.0001 0.0000 0.0000 E13

表 27 中価格ケースでの発電コスト（廃棄物）廃棄物種類単位 F-Pu F-PuNp F-TRU A-MA A-AmCm 変数名




LILW-LL mill/kwh 0.0088 0.0089 0.0091 0.0008 0.0007 E12

HLW mill/kwh 0.0002 0.0002 0.0002 0.0001 0.0001 E13

表 28 高価格ケースでの発電コスト（廃棄物）廃棄物種類単位 F-Pu F-PuNp F-TRU A-MA A-AmCm 変数名




LILW-LL mill/kwh 0.0117 0.0118 0.0122 0.0010 0.0009 E12

HLW mill/kwh 0.0004 0.0005 0.0005 0.0002 0.0002 E13

- �� -


表 29 各シナリオの発電コスト（工程分類）低価格中価格高価格 F-Pu

+A-MA

F-PuNp

+A-AmCm

F-TRU F-Pu

+A-MA

F-PuNp

+A-AmCm

F-TRU F-Pu

+A-MA

F-PuNp

+A-AmCm

F-TRU

燃料製造 1.022 1.003 0.873 1.451 1.404 1.252 1.808 1.741 1.631

建設投資・廃

炉

11.353 11.316 11.088 25.548 25.442 24.786 37.049 36.874 35.794

OM 5.256 5.239 5.133 10.514 10.470 10.200 14.293 14.226 13.809

使用済燃料輸

送・貯蔵

0.171 0.165 0.127 0.257 0.248 0.190 0.684 0.661 0.506

再処理 1.022 1.003 0.873 2.101 2.079 1.921 2.955 2.913 2.620

廃棄物処理処

分(LILW)

0.016 0.016 0.016 0.026 0.026 0.025 0.037 0.037 0.036

廃棄物処理処

分(HLW) 0.054 0.053 0.050 0.089 0.088 0.083 0.158 0.157 0.148

Total 18.894 18.795 18.161 39.985 39.756 38.456 56.984 56.609 54.544

表 30 各シナリオの発電コスト（FR/ADS 分類）低価格中価格高価格 F-Pu

+A-M

A

F-PuNp

+A-AmC

m

F-TRU F-Pu

+A-M

A

F-PuNp

+A-AmC

m

F-TRU F-Pu

+A-M

A

F-PuNp

+A-AmC

m

F-TRU

FR 17.740 17.801 18.161 37.424 37.547 38.456 52.990 53.165 54.544

ADS 1.153 0.994 0.000 2.562 2.209 0.000 3.994 3.444 0.000

Total 18.894 18.795 18.161 39.985 39.756 38.456 56.984 56.609 54.544

- �� -


図 11 各シナリオの発電コスト（工程分類）

図 12 各シナリオの発電コスト（FBR/ADS 分類）

0

10

20

30

40

50

60

F-Pu

+A-M

A

F-Pu

Np

+A-A

mC

m

F-TR

U

F-Pu

+A-M

A

F-Pu

Np

+A-A

mC

m

F-TR

U

F-Pu

+A-M

A

F-Pu

Np

+A-A

mC

m

F-TR

U

低価格中価格高価格

mill

/kW

h廃棄物処理処分(HLW)廃棄物処理処分(LILW)再処理使用済燃料輸送・貯蔵OM建設投資・廃炉燃料製造

0

10

20

30

40

50

60

F-Pu

+A-M

A

F-Pu

Np

+A-A

mC

m

F-TR

U

F-Pu

+A-M

A

F-Pu

Np

+A-A

mC

m

F-TR

U

F-Pu

+A-M

A

F-Pu

Np

+A-A

mC

m

F-TR

U

低価格中価格高価格

mill

/kW

h

ADS FBR

- �� -


3. 4 核拡散抵抗性表 31 に文献 9)における核拡散抵抗性の評価結果を示す。この評価では、新燃料および使用済燃料に対して何らかの処理が行われ、Pu、Np、Am＋Cm、TRU のいずれかが分離された場合について取り扱っており、魅力度を高（H）、中（M）、低（L）で示した。その結果、以下の結論が得られている。

- F-Pu と F-PuNp の燃料部に含まれる Pu の魅力度は H であり、F-TRU では MAを含んで高次化することで M~H に若干低下する。

- F-Pu と F-PuNp の燃料部に含まれる TRU の魅力度は新燃料で H、使用済燃料でM であり、F-TRU では、それぞれ M~H、L~M に低下する。

- F-のブランケット部に含まれる Pu の魅力度は H で、核兵器級 Pu と同等である。ただし、平衡期の FBR は軸方向ブランケットしか持たないため、同時に再処理することにより緩和される。

- ADS 燃料中の Pu は L~M、TRU および MA は L であり、FBR サイクル中よりも小さい。

- Np を含む全ての燃料で、分離 Np の魅力度が M～H であり無視できない。特に ADSの場合は、Np の魅力度が Pu よりも大きくなる。ただし、取扱量は数 kg/GWe/年程度であり、Pu に比べて小さい。

- 分離された Am と Cm の魅力度は常に L 以下である。

表 31 核燃料サイクルの核拡散抵抗性（FOM1 指標）9)

FBR 燃料 FBR ブランケット ADS

新燃料使用済燃

料


料


料

F-Pu

+A-MA

Pu H H - H L～M L～M

Np (M～H) * M～H - (M～H) M～H M～H

AmCm (L) L - (L) L L

TRU H M - H L L

F-PuNp

+A-AmCm

Pu H H - H L～M L～M

Np M～H M～H - (M～H) M～H M～H

AmCm L L - (L) L L

TRU H M - H L L

F-TRU Pu M～H M～H - H

Np M～H M～H - (M～H)

AmCm L L - (L)

TRU M～H L～M - H

*括弧は生成量が 1kg/GWe/年以下であることを意味する。

- �� -


4. まとめ

FBR による商用発電に ADS による MA 核変換を組み合わせた 3 つの核変換シナリオに対して、環境適合性、経済性、および核拡散抵抗性の評価を行った。核変換シナリオとし

て、Pu のみを核変換する FBR と MA を核変換する ADS を組み合わせた場合（F-Pu+A-MA）、Pu と Np を核変換する FBR と Am と Cm を核変換する ADS を組み合わせた場合（F-PuNp+A-AmCm）、そして、Pu と全ての MA を FBR で核変換する場合

（F-TRU）の合計 3 シナリオを評価した。環境適合性については廃棄物発生量、処分場面積、潜在的放射性毒性について評価を行

った。廃棄物発生量では、F-TRU シナリオが ADS と組み合わせた他の 2 つのシナリオよりも 6%程度小さいが、その差は小さい。また、処分場面積でも 40%小さいが、いずれのシナリオでも従来の処分場面積に比べて 2 桁小さくなっており、すでに十分に小さいと考えられる。潜在的放射性毒性については全てのシナリオで同じ結果を得た。

経済性については OECD/NEA のモデルを用いてコスト評価を行った結果、F-TRU シナリオが他よりも 4％程度小さい結果となった。

核拡散抵抗性については Bathke の指標を用いた評価を参照した。全てのシナリオにおいて、FBR サイクルの新燃料および使用済み燃料の魅力度が支配的となる。F-TRU シナリオで用いられる FBR 燃料の方が、他のシナリオの FBR 燃料よりも魅力度が若干小さかったが、全ての核燃料サイクルにおいて、Pu 或いは Np の魅力度が M 以上あり、保障措置を免れない。

以上を総括して、今回評価した全ての観点において F-TRU シナリオが若干優位となる傾向が見られるが、シナリオ間の優劣を決定するほどの差ではないことが判った。今後の

技術開発で、個々の技術の成立性および安全性を明らかにし、核変換シナリオの優劣を継

続的に評価する必要がある。

- �� -


参考文献

1) K. Nishihara, H. Akie, N. Shirasu and T. Iwamura, “Utilization of rock-like oxide fuelin the phase-out scenario,” J. Nucl. Sci. Technol., 51(2), pp. 150-165, 2014.

2) OECD Nuclear Energy Agency, ZZ ORIGEN2.2-UPJ, A complete package ofORIGEN2 libraries based on JENDL-3.2 and JENDL-3.3, 2006,http://www.oecd-nea.org/tools/abstract/detail/NEA-1642/, accessed Jan. 2015.

3) 日本原子力研究開発機構における長寿命核種の分離変換技術に関する研究開発の現状と今後の進め方,JAEA-Review 2008-074, 2008, 246p.

4) 乾式リサイクル技術・金属燃料 FBRの実現に向けて,電中研レビュー No.37,2000.

5) 核燃料サイクル開発機構, 高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズ II 中間報告－燃料サイクルシステム技術検討書－, JNC TN9400 2004-036, 2004, 1051p.

6) K. Nishihara, et. al, “Impact of Partitioning and Transmutation on High Level WasteDisposal for the Fast Breeder Reactor Fuel Cycle,” J. Nucl. Sci. Technol., 47, p.1101,2010.

7) 西原健司 , 使用済核燃料の潜在的放射性毒性評価のためのデータベース ,JAEA-Data/Code 2010-012, 2010, 26p.

8) Advanced Nuclear Fuel Cycles and Radioactive Waste Management, OECD/NEA No.5990, 2006.

9) 西原健司, 核変換を導入した燃料サイクルの核拡散抵抗性, JAEA-Research 2013-010,26p.

10) Bathke, C. G., Ebbinghaus, B. B., Sleaford, B. W., et al., The Attractiveness ofMaterials in Advanced Nuclear Fuel Cycles for Various Proliferation and TheftScenarios, Proceedings of Global 2009, Paris, France, 6-11 Sep 2009, Paper No. 9544,2009.

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国際単位系（SI）

乗数　接頭語記号乗数　接頭語記号

1024 ヨタＹ 10-1 デシ d1021 ゼタＺ 10-2 センチ c1018 エクサＥ 10-3 ミリ m1015 ペタＰ 10-6 マイクロ µ1012 テラＴ 10-9 ナノ n109 ギガＧ 10-12 ピコ p106 メガＭ 10-15 フェムト f103 キロｋ 10-18 アト a102 ヘクトｈ 10-21 ゼプト z101 デカ da 10-24 ヨクト y

表５．SI 接頭語

名称記号 SI 単位による値分 min 1 min=60s時 h 1h =60 min=3600 s日 d 1 d=24 h=86 400 s度 ° 1°=(π/180) rad分 ’ 1’=(1/60)°=(π/10800) rad秒 ” 1”=(1/60)’=(π/648000) rad

ヘクタール ha 1ha=1hm2=104m2

リットル L，l 1L=11=1dm3=103cm3=10-3m3

トン t 1t=103 kg

表６．SIに属さないが、SIと併用される単位

名称記号 SI 単位で表される数値電子ボルト eV 1eV=1.602 176 53(14)×10-19Jダルトン Da 1Da=1.660 538 86(28)×10-27kg統一原子質量単位 u 1u=1 Da天文単位 ua 1ua=1.495 978 706 91(6)×1011m

表７．SIに属さないが、SIと併用される単位で、SI単位で表される数値が実験的に得られるもの

名称記号 SI 単位で表される数値キュリー Ci 1 Ci=3.7×1010Bqレントゲン R 1 R = 2.58×10-4C/kgラド rad 1 rad=1cGy=10-2Gyレム rem 1 rem=1 cSv=10-2Svガンマ γ 1γ=1 nT=10-9Tフェルミ 1フェルミ=1 fm=10-15mメートル系カラット 1メートル系カラット = 200 mg = 2×10-4kgトル Torr 1 Torr = (101 325/760) Pa標準大気圧 atm 1 atm = 101 325 Pa

1cal=4.1858J（｢15℃｣カロリー），4.1868J（｢IT｣カロリー）4.184J（｢熱化学｣カロリー）

ミクロン µ 1 µ =1µm=10-6m

表10．SIに属さないその他の単位の例

カロリー cal

(a)SI接頭語は固有の名称と記号を持つ組立単位と組み合わせても使用できる。しかし接頭語を付した単位はもはや　コヒーレントではない。(b)ラジアンとステラジアンは数字の１に対する単位の特別な名称で、量についての情報をつたえるために使われる。　実際には、使用する時には記号rad及びsrが用いられるが、習慣として組立単位としての記号である数字の１は明　示されない。(c)測光学ではステラジアンという名称と記号srを単位の表し方の中に、そのまま維持している。(d)ヘルツは周期現象についてのみ、ベクレルは放射性核種の統計的過程についてのみ使用される。(e)セルシウス度はケルビンの特別な名称で、セルシウス温度を表すために使用される。セルシウス度とケルビンの　単位の大きさは同一である。したがって、温度差や温度間隔を表す数値はどちらの単位で表しても同じである。

(f)放射性核種の放射能（activity referred to a radionuclide）は、しばしば誤った用語で”radioactivity”と記される。(g)単位シーベルト（PV,2002,70,205）についてはCIPM勧告2（CI-2002）を参照。

（a）量濃度（amount concentration）は臨床化学の分野では物質濃度　　（substance concentration）ともよばれる。（b）これらは無次元量あるいは次元１をもつ量であるが、そのこと　　を表す単位記号である数字の１は通常は表記しない。

名称記号SI 基本単位による

表し方

秒ルカスパ度粘 Pa s m-1 kg s-1

力のモーメントニュートンメートル N m m2 kg s-2

表面張力ニュートン毎メートル N/m kg s-2角速度ラジアン毎秒 rad/s m m-1 s-1=s-1角加速度ラジアン毎秒毎秒 rad/s2 m m-1 s-2=s-2熱流密度 , 放射照度ワット毎平方メートル W/m2 kg s-3

熱容量 , エントロピージュール毎ケルビン J/K m2 kg s-2 K-1比熱容量，比エントロピージュール毎キログラム毎ケルビン J/(kg K) m2 s-2 K-1比エネルギージュール毎キログラム J/kg m2 s-2熱伝導率ワット毎メートル毎ケルビン W/(m K) m kg s-3 K-1

体積エネルギージュール毎立方メートル J/m3 m-1 kg s-2

電界の強さボルト毎メートル V/m m kg s-3 A-1電荷密度クーロン毎立方メートル C/m3 m-3 sA表面電荷クーロン毎平方メートル C/m2 m-2 sA電束密度，電気変位クーロン毎平方メートル C/m2 m-2 sA誘電率ファラド毎メートル F/m m-3 kg-1 s4 A2

透磁率ヘンリー毎メートル H/m m kg s-2 A-2

モルエネルギージュール毎モル J/mol m2 kg s-2 mol-1

モルエントロピー, モル熱容量ジュール毎モル毎ケルビン J/(mol K) m2 kg s-2 K-1 mol-1

照射線量（Ｘ線及びγ線）クーロン毎キログラム C/kg kg-1 sA吸収線量率グレイ毎秒 Gy/s m2 s-3放射強度ワット毎ステラジアン W/sr m4 m-2 kg s-3=m2 kg s-3

放射輝度ワット毎平方メートル毎ステラジアン W/(m2 sr) m2 m-2 kg s-3=kg s-3酵素活性濃度カタール毎立方メートル kat/m3 m-3 s-1 mol

表４．単位の中に固有の名称と記号を含むSI組立単位の例

組立量SI 組立単位

名称記号

面積平方メートル m2体積立法メートル m3速さ，速度メートル毎秒 m/s加速度メートル毎秒毎秒 m/s2波数毎メートル m-1密度，質量密度キログラム毎立方メートル kg/m3

面積密度キログラム毎平方メートル kg/m2

比体積立方メートル毎キログラム m3/kg電流密度アンペア毎平方メートル A/m2磁界の強さアンペア毎メートル A/m量濃度 (a) ，濃度モル毎立方メートル mol/m3質量濃度キログラム毎立法メートル kg/m3輝度カンデラ毎平方メートル cd/m2屈折率 (b) （数字の）　１ 1比透磁率 (b) （数字の）　１ 1

組立量SI 基本単位

表２．基本単位を用いて表されるSI組立単位の例

名称記号他のSI単位による

表し方SI基本単位による

表し方平面角ラジアン(ｂ) rad 1（ｂ） m/m立体角ステラジアン(ｂ) sr(c) 1（ｂ） m2/m2周波数ヘルツ（ｄ） Hz s-1

ントーュニ力 N m kg s-2圧力 , 応力パスカル Pa N/m2 m-1 kg s-2エネルギー , 仕事 , 熱量ジュール J N m m2 kg s-2仕事率，工率，放射束ワット W J/s m2 kg s-3電荷 , 電気量クーロン AsC電位差（電圧） , 起電力ボルト V W/A m2 kg s-3 A-1静電容量ファラド F C/V m-2 kg-1 s4 A2電気抵抗オーム Ω V/A m2 kg s-3 A-2コンダクタンスジーメンス S A/V m-2 kg-1 s3 A2

バーエウ束磁 Wb Vs m2 kg s-2 A-1磁束密度テスラ T Wb/m2 kg s-2 A-1インダクタンスヘンリー H Wb/A m2 kg s-2 A-2セルシウス温度セルシウス度(ｅ) ℃ K

ンメール束光 lm cd sr(c) cdスクル度照 lx lm/m2 m-2 cd

放射性核種の放射能（ｆ）ベクレル（ｄ） Bq s-1吸収線量, 比エネルギー分与,カーマ

グレイ Gy J/kg m2 s-2

線量当量, 周辺線量当量, 方向性線量当量, 個人線量当量シーベルト

（ｇ） Sv J/kg m2 s-2

酸素活性カタール kat s-1 mol

表３．固有の名称と記号で表されるSI組立単位SI 組立単位

組立量

名称記号 SI 単位で表される数値バール bar １bar=0.1MPa=100kPa=105Pa水銀柱ミリメートル mmHg 1mmHg=133.322Paオングストローム Å １Å=0.1nm=100pm=10-10m海里Ｍ１M=1852mバーン b １b=100fm2=(10-12cm)2=10-28m2

ノット kn １kn=(1852/3600)m/sネーパ NpベルＢ

デジベル dB

表８．SIに属さないが、SIと併用されるその他の単位

SI単位との数値的な関係は、　　　　対数量の定義に依存。

名称記号

長さメートル m質量キログラム kg時間秒 s電流アンペア A熱力学温度ケルビン K物質量モル mol光度カンデラ cd

基本量SI 基本単位

表１．SI 基本単位

名称記号 SI 単位で表される数値エルグ erg 1 erg=10-7 Jダイン dyn 1 dyn=10-5Nポアズ P 1 P=1 dyn s cm-2=0.1Pa sストークス St 1 St =1cm2 s-1=10-4m2 s-1

スチルブ sb 1 sb =1cd cm-2=104cd m-2

フォト ph 1 ph=1cd sr cm-2 104lxガル Gal 1 Gal =1cm s-2=10-2ms-2

マクスウｪル Mx 1 Mx = 1G cm2=10-8Wbガウス G 1 G =1Mx cm-2 =10-4Tエルステッド（ｃ） Oe 1 Oe　 (103/4π)A m-1

表９．固有の名称をもつCGS組立単位

（c）３元系のCGS単位系とSIでは直接比較できないため、等号「　　」　　は対応関係を示すものである。

（第8版，2006年改訂）

核変換を導入した燃料サイクルの多面的評価 - jaeajaea-research 2014-032...

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