mr-3) (MSR) Proliferation risks

2022年5月

あえてもう一度お見せしますが、MSRの構成図をご覧くだされば、
「proliferation riskが特に問題になるよな」と一目で
お気づきになりますよね。

はい、「事故危険性」では図の中央から左にある
「プラグ」と「タンク」を取り上げましたが、
proliferationとの関連で問題は、その左上にある
「化学処理工場」ですね。

多くのMSRでは液体燃料を使いますが、その中のU 235などが
核分裂をする以上、核分裂生成物がアレコレ出来てしまいます。
（ページ mr-2） にある「核分裂生成物」の図を参照）
で、核分裂生成物の中には核反応を邪魔する「毒物質」も
含まれますので、使用した液体核燃料の中から分裂生成物を除去
しないといけません。そうして「きれいにした」液体燃料を
再度炉内で反応させる、という流れですね。

しかし。核燃料の再処理ではPu 239などの「原爆の材料」を
製造してしまうリスクが常にあるので、proliferation
（核兵器の拡散）につながってしまう恐れが存在します。
ページ if-0) の「EBR II ⇒ IFR ⇒ S-PRISM を簡単にまとめれば」と
いう段落で言及しましたが、IFRの前身EBR-II で実験したように、
IFRならメルトダウンを起こしにくい原子炉を作る可能性が高いの
ですね。それでもアメリカ政府が1994年にIFR研究を基本的に
あきらめた（まあ、関連した研究は今もあるようですが）のは、
やはりproliferationを防止したかったようです。IFRでも、
使用済み核燃料を再処理しますのでね。

★ またまた、UCSの”Advanced Isn’t Always Better” より ・・・

・・・ 今回は “Proliferation / Terrorism Risk” という
箇所の一部を紹介してまいります。
mr-1) でも述べた通り、Union of Concerned Scientists
（UCS） というアメリカの科学者団体のEdwin Lymanと
いう方による、2021年3月付の論文です。
ucs-rpt-AR-3.21-web_Mayrev.pdf (ucsusa.org)
で、読める方は原文をぜひお読みくださいな。

ではいつも通り、私による日本語化、
＜　＞ 内は私からの補足説明です。

p.102

Proliferationやテロのリスク

上述のとおり ＜この論文の原文では、核燃料中のU 235の何％が
実際に核分裂するのか、といった問題をすでに論じています＞、
反応率と持続可能性を最大化するには、液体燃料を使う
MSRでは ＜いったん使用した核燃料の＞ 化学処理システムが
必要で、そのシステムで頻繁に核燃料から分裂生成物を除去する
ことになる。つまりこの種のMSRには付属の再処理工場が
必須であり、したがって単なる原子炉ではなく核燃料サイクル
施設を現場に併設した原子炉ということになる。こうした
再処理施設を備えた原子炉からは、proliferation risksが生じる。
ヨーロッパのMSFR ＜というMSRの一種＞ に関する予備的な
proliferation 研究が最近行われたが、MSFR原子炉から直接に
核物質を転用することは「不可能」であるものの、「溶融塩を
クリーニングする施設 [つまり、再処理施設] を悪用すれば、
核物質の転用は可能だ」という結論であった。(Allibert et al. 2020)
＜なお、新型原子炉の開発に当たっては、こうした
proliferation risksの事前研究も、現実に行われているという
事実にもご注意ください。核発電と核兵器の不可分性は何も
私の思い込みなどではなく、実際に深刻な問題だからこそ、
こうした事前研究をするわけですね＞
Transatomic Power 社の原子炉や溶融塩増殖炉
（Molten Salt Breeder Reactor）といったthermal MSR
＜減速材を使うMSR＞ では、毎年複数回の再処理サイクルを
実施する必要がある。これに対して高速中性子を使うMSRでは、
核燃料を再処理する頻度がそこまで多くはない場合もある。
高速炉では、核燃料中の核分裂生成物が ＜thermal炉の場合より＞
多くても稼働できる可能性があるからだ。だがその利点も、
高速MSR炉では必要となる核分裂性物質の量が多いため、
ある程度相殺されてしまう。ThorCon社のような一部の
MSR設計では、現場には再処理施設はない。だが同社では、
使用済みの燃料塩を外部に送って再処理してもらい、
その中に残る未反応の燃料物質を回収するものと想定している。
さらにヨーロッパのMSFRなどでLWR ＜軽水炉＞ からのTRU
＜下の ＊ を参照＞ も燃料の一部として使用する場合には、
LWR 用の再処理施設が必要となる。一部のMSRでは核燃料の
反応率を高めることが期待されているが、そのため一部の
設計のMSRはBreed-and-burnつまり「核分裂させながら
核燃料を増殖する」増殖炉として稼働できる可能性がある。
これについては、＜原文の本論文にある＞ 第8章で述べている。
だがMSRには核物質がどこで・どう使われているのかという
責任という点で課題があるため、そうした増殖炉では、
固形燃料の増殖炉を「1回限り・使い捨て」＜つまり、再処理しない＞
核燃料サイクルで稼働させる場合よりもproliferation risksが
大きくなってしまう。MSRで実際にどのような核燃料の
化学的処理が必要になるのかについて、具体的な事項は
設計ごとに大きく異なる。だがいずれの設計であっても、
核兵器拡散の防止と核安全保障とに深刻な課題をもたらすのだ。
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* TRU （超ウラン諸元素）
原子番号が93以降の諸元素で、ほぼすべてが人工元素、また
すべて放射性。Pu、Am、Cm、Esなどなど。原子炉内の
核分裂から、こうした諸元素が核分裂生成物として発生します。

核物質の管理責任と核兵器拡散防止

MSRは、常時燃料を流し続ける原子炉である— (中略) —
— MSRでは核燃料が炉内を常時流れ続けており、さらに
隣接する再処理施設の中にも流れ続ける。このため、
分裂性物質のあらぬ場所への移動などをタイムリーに
検出することが、さらに困難になってしまう。物質の
施設内外への出入りを明確に把握するのが ＜固形燃料の
場合よりも＞ 困難で、測定しにくいためだ。MSR内の
分裂性物質の管理状況を追跡するのも、やはり課題だ。
＜MSR原子炉と再処理施設という＞ システムの中では、
こうした物質の「存在位置も形態も多様化する」ためだ。
そのため「関連する装置類の複雑性が大幅に増大して」
しまう。(Qualls and Holcomb 2019)　また分裂性物質が
＜核分裂で生成される＞ 発生ガスとともに移動し、
原子炉内の表面各所に堆積してしまう可能性もある。
(Qualls and Holcomb 2019)　＜この論文原文の＞ 第4章で
述べたように、 核燃料の処理に必要な pyroprocessing
（乾式処理）技術はあまり効率が良くなく、廃棄物の流れの
中にかなりの量の分裂性物質を廃棄する結果になる。
しかもこの流れは、測定が難しい。こうした各種の困難が
あるうえに、1基のMSRの流れ続ける再処理システム で
物質が流れる速度は、多数の原子炉からの使用済み核燃料を
処理するよう設計された再処理工場での物質の速度よりも
かなり高くなりそうであるため、そうした困難がさらに
面倒になる。施設のスループットが大きくなるほど測定の
誤りも大きくなるので、こうした物質の管理責任という点で
大きな問題である。
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pp. 102-103

MSRの炉心の寿命を29年に保ちたい場合、その炉心を処理して、
核分裂生成物の中の中性子を吸収してしまうランタノイド諸元素
＜下の漫画を参照＞ を除去せねばならない。しかもこの除去は、
およそ50日ごとに実施する必要がある。つまり、1つの炉内の
物質全体が、1年に7回以上再処理を受けることになる。そうした
循環にあって、施設全体でのプルトニウムの流速は最大で1日に
80㎏にも達し、年間では29トンを超える。 (Robertson et al. 2017)
これがどの程度の規模なのかを明確にしてみよう。Transatomic
Power社の520 MWe のMSR 1基のためにある再処理施設は、
フランスのラ アーグにある大型の産業用再処理工場で処理して
いる量の3倍もの処理をせねばならない。このラ アーグは年間で、
合計40 1,000 MWe ものLWRからの使用済み核燃料を処理できる
のだが。年間に処理施設で処理されるPuの量が多くなればなる
ほど、その管理状況を正確に把握するのも困難になるので、
大きな課題である。上述のとおり、高速中性子のMSRなら
再処理能力はThermalの場合よりも少なくて済む。だが、
高速MSRであっても炉心はかなり大型であり、核分裂性物質の
流量はかなり大きい。一例として、1500 MWe のMSFR
＜上で言及＞ の稼働当初の炉心にある TRU ＜上述＞ には、
およそ11トンものプルトニウムが含まれており、
それが450日ごとに１回再処理工場で処理を受ける。
この場合、稼働当初のPuのスループットは年間で
約9トンにのぼる。(Brovchenko et al. 2019)
2014年に IAEA は、液体燃料の原子炉については従来よりも
厳密な核物質管理が必要で、そのための各種装置類はこれから
開発する必要があると指摘していた。(IAEA 2014)　だが、
今までのところそうした開発作業は遅々としており、この問題
指摘は現在でも ＜この “Advanced Isn’t —” という論文は、
2021年3月付です＞ 真実である。2018年に国立の各研究所で
レビューを実施したのだが、その結論は 「IAEAとその国際的な
核拡散防止策のシステムには、各種設計のMSRに防止策を
適用するために必要な方針やコンセプト、アプローチ、技術が
ない」 というものであった。 (Kovacic et al. 2018)
**********************

続いて、やはりMSRでの再処理に関連して、
pyroprocessing （乾式再処理） の問題点について

p. 103

MSRでのpyroprocessing （乾式再処理） での核拡散防止策

MSRで原子炉とつながっている再処理施設では、PUREXの
ような湿式の ＜水を用いる＞ 再処理技術を採用できず、
pyroprocessing ＜乾式再処理＞ を利用することになる。
だがこの乾式再処理は、核兵器拡散につながるリスクを
防止するのが困難だ。(本論文の原文の第4章を参照)
乾式再処理工場からの核拡散防止という課題は、MSRでは
さらに深刻なものとなる。そうした原子炉併設再処理施設では、
システムの要件に合わせて、各種の乾式による物質分離
プロセスを採用する必要がある。そしてそうした分離施設は
常時稼働するので、処理する物質の追跡測定がバッチ式の
＜常時流し入れるのではなく、まとまった量の物質を再処理
施設に移していく＞ 乾式再処理よりもさらに困難になる。
なにしろ、＜MSRの乾式処理では＞ 使用済み物質の流れも
再処理で出来る産物も、多様なのだ。MSRで必要となる核燃料
再処理システムの詳細に関しては、公にされている情報が
ほとんどない。核物質の管理に関する情報も、そうだ。
その例として、炉心にある放射性核種の量を算出するうえで
予想される不確実性や、処理プロセスの中に残留する物質中に
含まれると想定される核燃料の量といった問題がある。
実際、商業スケールでの物質分離プロセスはまだ実証されて
おらず、一部はまだ試験されてもいない。そのため、そもそも
そうした分離プロセスが可能なのかどうかさえ不明であり、
ましてや商業ベースで実行できるのかどうかは、まったく
分かっていない。2014年のあるレビュー記事を見ると、
物質抽出プロセスの基本データが欠落しているとの指摘がある。
特に、核分裂生成物中のアクティノイド ＜下の ＊ 参照＞ と
ランタノイド ＜上記参照＞ の分離に関する基本データがない。
(Serp et al. 2014)　 そこでフッ化塩の溶融物からウラニウムと
ネオジム ＜下の ＊＊ 参照＞ （超ウラン元素の代替物として
使用される） を分離する実験を見ると、抽出効率は「低い」
ものしか見当たらない。そのため、＜MSRの設計で＞
提唱されている再処理アプローチの有効性が問われる。
(Rodrigues, Durán-Klie, and Delpech 2015)
どう考えても、MSRの乾式処理システムのためには、
放射性物質の管理追跡に基づく効果的な核拡散防止策が開発
できるとは、思えないのだ。処理中に喪失される率が年間で
0.1% といえば、驚くほど低い数値だ。それほど低い数値を
想定した場合ですら、毎年1 SQ ＜下の ＊＊＊ 参照＞ を超える
Puが廃棄物の流れへと出てしまう。そうした排出を正確に
測定するのは困難で、費用もかかる。
*********************

* アクティノイド
原子番号89から103まで、すなわちアクチニウムから
ローレンシウムまでの15の元素の総称

UとPu以外を「マイナー アクティノイド」と呼ぶ場合もあります。
使用済み核燃料に含まれる（核分裂生成物）重要な同位体は
ネプツニウム237
アメリシウム241
アメリシウム243
キュリウム242から248
カリホルニウム249から252
これらは強い放射能を持つ長寿命核種で、300年から2万年に
渡って使用済み核燃料から発生する強い放射線と熱との原因と
なります。
HL（半減期）：
Np 237  　2.14 x 10⁶ yr
(Np 239は半減期こそ2.36 dだが、β崩壊してPu 239になる。
ページ if-3) にある「ブランケットの概略」という説明図を 参照)
Am 241  　432 yr
….   243  　 7,370 yr
Cm 245  　8,500 yr
Cf 249   　 351 yr

＊＊ ネオジム
Nd、原子番号60、ランタノイドの1つで核分裂生成物の1つでも
ります。

*** SQ
Significant Quantity (有意量）の略で、広島や長崎で虐殺に
使われたような「第一世代」の核兵器を1個製造するのに使用できる、
核分裂性物質の量を言います。IAEAの規定では、１SQが「転用」
された場合には、１か月以内に検知できることが要求されています。
Pu-239のSQは8 kg、HEU（高濃縮ウラニウム）の場合なら U-235 を
25 kg 含有していることが、1 SQになります。

続いて、Xeなどの気体核分裂生成物の問題について。
ページ mr-2) で紹介した説明図を、念のために再度お見せします。

このXe 133などが核実験の検出を妨害するという
安全保障上の問題を下記では論じています。
それを分かりやすくするため、やはり mr-2) で取り上げた図を再度。

pp. 103 – 104

放射性キセノンの放出と、包括的核実験禁止条約の下での検証

MSRはさらに、核兵器非拡散体制にとっても問題となりかねない。
これは、MSRが核分裂生成物として貴ガスを放出するが、
そうしたガスが地下核兵器実験を行った痕跡と誤解されてしまう
可能性があるからだ。 (Lyman 2019)　こうしたガスの排出は、
包括的核実験禁止条約（それが効力を有した後に）の一助として
設けられている国際監視システムにとって妨害となりえる。
この監視システムは、秘密裏に行われた核兵器の試験を検知
するのだ。すでに現時点で、医療用同位体の工場からの放射性
Xe同位体の排出が背景ノイズとなって、この監視システムの
効果が低下している。そのため2015 年に国連は商用医療
同位体の製造業者たちに対して放射性Xeの放出を減らし、
可能なら皆無にするよう求めた。国際監視システムに容認
できない程度の妨害とならないよう、各施設が守るべきXe
排出の目標レベルを、すでに科学者たちは定めている。
だが、この目標レベルを守るのは困難であることが分かって
いる。(Jubin, Paviet, and Bresee 2016)
＜目標レベルに達するには＞ 高価で扱いにくい排出ガス捕捉
システムと遅延システムとが、必要になる。Terrestrial
Energy社の440 MWの IMSR 1基 からの1日当たりのXe 133
排出量は、＜医療用の＞ 放射性同位体の製造施設からの
放出量と比べて1,000倍ほども多く、上記の目標レベルの
1,000万倍ほども多い。 (Lyman 2019)　MSRの設計で、
そうした必要となる排出ガス対策システムを取り入れて
目標レベルまで排出量を減らさない限り、IMSR原子炉を
世界中にわずか数基稼働させるだけで、包括的核実験禁止
条約の検証にとっての深刻な妨害としまう。そして、
排出量削減には、経費も困難も伴いそうだ。(Lyman 2019)
******************

皆様、いかがですか？
本来、核発電の 「軍事関連リスク」 にフォーカスしている
「やかんをのせたら～～」で新型原子炉の特性なども取り上げて
きたのは、上述でお分かりのように、原子炉の特性などが
原爆材料の製造や核実験検出などなどにも影響してしまう
からですね。

核発電の軍事リスクを追求していくなら、各種原子炉の特性や
構造も学び続けないといけないわけですね。無論、並行して
世界の軍事情勢や各情勢も。すると、
・ 核発電の歴史や仕組み、新型原子炉などの基本
・ 2次大戦以降今までの軍事や核兵器の歴史、現状などの基本
の両方を学んでいる人でないと、「軍事関連リスク」の追求を
続けることができない、という現実になります。
そうした基本をまだ学んでらっしゃらない方は、本ウェブサイトを
読む前に、どこか他のウェブサイトや書籍などで、まずそれを
学んでください ・・・ という大前提で 「やかんをのせたら～～」 を
作成しております。

なお、新型原子炉に関する各ページでは、「事故危険性」についての
ページも設けてはおりますが、これはあくまで「本業」ではなく、
事故危険性を無視しているわけではない、ということを行動で示す
ためです。事故危険性の詳細は、原子炉工学などのご専門の方々に
教えてもらってくださいな。

★ 今後の予定

これでMSR関連のページ シリーズを終わるとともに、
新型原子炉各種の説明を終わりとします。

2022年5月現在で、「やかんをのせたら～～」でまだ取り上げて
いないタイプの新型原子炉としては、
HTGR （高温ガス冷却炉）
Breed-and-Burn Reactor （燃料を作りながら、核反応をさせる原子炉。
FBRやTWRなどで、この両者についてはすでに取り上げましたが、
その2つ以外のものについては、まだです）

などもあるのですが、ここまで「やかんをのせたら～～」の
新型原子炉紹介ページをお読み下さった読者の方々なら、
各タイプに関するウェブサイトや書籍などをご自分でお読みに
なれば、問題点を指摘できるでしょう。
さらに、
ucs-rpt-AR-3.21-web_Mayrev.pdf (ucsusa.org)
にも優れた指摘があることは、ここまでに一部抜粋で
ご覧いただいたとおりです。

では、次のアップロードは？

予定としては、
add-4) 「原発問題」という１つの分野があるわけじゃ、ない！
というページを作成するつもりです。
本「やかんをのせたら～～」ではproliferationを中心に
核発電の軍事リスクにフォーカスしています。読者によっては、
「ホスト自治体の問題や、その交付金問題は？」
「発電コストについては？」
「福島第一の現状は？」
「子供を、もうどこで遊ばせても大丈夫なの？」
といった問題にご関心のある方がも、いらっしゃるかも。

それに対して私 （ひで） は、
「そうした諸問題については、それぞれの問題を専門に
扱っている書籍やウェブサイト、専門家などにご相談くださいな」
と、そっけない返事をしてきました。今後も、そうします。
なぜか？ それを説明するのが、このadd-4) になります。

さらにその後は ・・・

二次大戦終了後、今までのところ「核兵器は必要だ！」という主張の
根拠とは、基本的に「核抑止理論」でしたよね。一部国家が核発電に
しがみついているのも、結局は「潜在的核抑止」のためだったり
します。（ページ g-3）, g-4) 参照）
しかし、核兵器保有後の北朝鮮の姿勢、ロシア軍のウクライナ侵略に
対する西側の対応などなどを見ていると、はたして「核抑止」
なんて、どこまで有効なのでしょうか？？
この「核抑止」というものを、しばらく調べてみたいと思います。

では！