mr-3) (MSR) Proliferation risks

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。

あえて再登場

あえて再登場

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。

今回も、長くなりそうね・・・ 私の20分クロッキー

今回も、長くなりそうね・・・
私の20分クロッキー

★ 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。
********************

* 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。

くるくる流しそうめん 「消毒薬を使って循環させますから、衛生的ですよ!」 「つーか、消毒薬食べてるよーなもんじゃんか!」 同じ液体を循環させて繰り返し使うには、アレコレ問題があるものです。

くるくる流しそうめん
「消毒薬を使って循環させますから、衛生的ですよ!」
「つーか、消毒薬食べてるよーなもんじゃんか!」
同じ液体を循環させて繰り返し使うには、アレコレ問題があるものです。

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。
**********************

ランタノイドの例 原子番号57のランタン(La) から71のルテチウム(Lu) までの、15の元素のことです。 代表的な元素であるランタンは、ニッケル水素充電池の負極の材料の一部として利用されているそうです。 なお、日本の学校の試験じゃあるまいし、ランタノイドの素記号を覚える必要はありません。

ランタノイドの例
原子番号57のランタン(La) から71のルテチウム(Lu) までの、15の元素のことです。
代表的な元素であるランタンは、ニッケル水素充電池の負極の材料の一部として利用されているそうです。
なお、日本の学校の試験じゃあるまいし、ランタノイドの素記号を覚える必要はありません。

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

再処理の方式としては、大別して湿式(PUREX) と乾式(pyroprocessing)とがあります。 ごくごく簡略化して説明しておきます。

再処理の方式としては、大別して湿式(PUREX) と乾式(pyroprocessing)とがあります。
ごくごく簡略化して説明しておきます。

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勝を参照)
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

アクティノイドの例

アクティノイドの例

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。

235U の場合で図解しましたが、一般に物質が核分裂すると、何らかの核分裂生成物が出ます。その一部は気体で、燃料が液体なら期待は出ていきますよね。それと、生成物の一部は核反応を邪魔します。

235U の場合で図解しましたが、一般に物質が核分裂すると、何らかの核分裂生成物が出ます。その一部は気体で、燃料が液体なら期待は出ていきますよね。それと、生成物の一部は核反応を邪魔します。

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。

Xe133を測定したいのに、MSRから大量にそれを出されてしまっては ・・・

Xe133を測定したいのに、MSRから大量にそれを出されてしまっては ・・・

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

ああ、つかれた~~ 私の20分クロッキー

ああ、つかれた~~
私の20分クロッキー

★ 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。

なんてひどい対応! いえ、それでよいのです! 私の20分クロッキー

なんてひどい対応!
いえ、それでよいのです!
私の20分クロッキー

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!

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