2010年03月16日
『次代を担う、ｴﾈﾙｷﾞｰ・資源』ﾄﾘｳﾑ原子力発電４ 炉の構造におけるｳﾗﾝ原発炉とﾄﾘｳﾑ溶融塩炉の比較』
本編シリーズ３では、“燃料として”のｳﾗﾝ系統とﾄﾘｳﾑ系統の原発の性能比較を行いました。
シリーズ記事『次代を担う、ｴﾈﾙｷﾞｰ・資源』 ﾄﾘｳﾑ原子力発電１ 核ｴﾈﾙｷﾞｰを利用した発電ｼｽﾃﾑを概観する1/2
の中で、
固体燃料の原子力発電所では、燃料装着、連続処理、ﾒﾝﾃﾅﾝｽ等の点において合理的でないのに対して、液体化燃料を使用する溶融塩炉では、液体循環ｼｽﾃﾑを主体とした単純なﾌﾟﾗﾝﾄとして設計可能で、固体燃料型炉の弱点を克服できる。
とまとめましたが、今回具体的な中身に迫っていきます。
その前に一般的に原子炉にはどんな要素があるかを見ておきましょう。
☆原子炉に必要な要素って何？
まず、核分裂を起こすには中性子が必要です。何らかの方法で核燃料に中性子を当てると分裂し、その中から「熱」と「中性子」が飛び出します。飛び出した熱を電力として利用するには、発電機まで運び出す熱搬送媒体（＝冷却材）が必要です。
また、電力を継続的に生み出すには、この核分裂で飛び出た中性子を周囲の核燃料に当てて、連鎖的な核分裂（＝臨界状態）が必要です。そのためにはこの中性子の速度を落とす必要があり、この働きをするものを「減速材」と言います。（※）
※なぜ中性子の速度を落とすと周囲の原子に当たりやすくなるのか？
（速度が速いと当りにくく、遅いと当りやすいのは、お互いの粒子間に核力が働き、お互いが引き寄せられるので、遅い方が当たる確立が上がる。というのが有力な説です。）
この「熱搬送媒体」と「減速材」が炉の構造に必要不可欠な要素ですが、「固体燃料炉」と、「液体化燃料炉（＝トリウム溶融塩炉）」では下記のように異なります。
【固体燃料炉】 熱搬送媒体：水 減速材：水
【液体化燃料炉】 熱搬送媒体：溶融塩 減速材：黒鉛（Ｃ）
それではこの違いにも注目しながら、炉のシステムを見ていきましょう。
【シリーズ過去エントリー】
１．『次代を担う、ｴﾈﾙｷﾞｰ・資源』 ﾄﾘｳﾑ原子力発電１ 核ｴﾈﾙｷﾞｰを利用した発電ｼｽﾃﾑを概観する1/2
２．『次代を担う、ｴﾈﾙｷﾞｰ・資源』 ﾄﾘｳﾑ原子力発２ 核ｴﾈﾙｷﾞｰを利用した発電ｼｽﾃﾑを概観する2/2
３．『次代を担う、ｴﾈﾙｷﾞｰ・資源』 ﾄﾘｳﾑ原子力発電３ 核化学反応におけるｳﾗﾝとﾄﾘｳﾑの比較
４．『次代を担う、ｴﾈﾙｷﾞｰ・資源』ﾄﾘｳﾑ原子力発電【番外編】♪原子力コラム♪～核反応ってなあに？①～
５．『次代を担う、ｴﾈﾙｷﾞｰ・資源』ﾄﾘｳﾑ原子力発電【番外編】♪原子力コラム♪～核反応ってなあに？②～
☆☆☆固体燃料炉のシステム
以下の図は一般的な固体燃料炉（＝軽水炉）の概念図です。
まず、一般的な固体燃料炉（軽水炉）では次のような特徴があります。
☆暴走しやすい構造
①一度に大量の核燃料を入れる炉
燃料となる天然ウランのままでは核反応を起こさないので、炉に入れる前に大量のエネルギーをかけて濃縮させます。濃縮させた固形ウランを図のようにペレットと呼ばれる容器に核燃料を詰め、そのペレットが何層にもなって燃料棒につめられています。
一度炉内に燃料を入れたら、開け閉めはできません。なので、最初からあらかじめ使用する長期間分（２年分程度）の大量な燃料を入れておきます。
しかも、反応によって出てきた核反応生成物が反応効率を落としてしまうため、さらに余分に燃料を入れているのです。そのため、固体燃料炉は大規模なプラントになってしまいます。
固体燃料炉の燃料棒
画像はあとみんさんよりお借りしました。
②出過ぎた中性子の量を調整する制御棒が必要
一度に大量に核燃料を入れているので、一歩間違えて燃料を一瞬で反応させたら、それこそ原爆と一緒です。それでは困るので、反応によって出過ぎた中性子を奪い取る（＝周囲の原子に当てない）制御棒で中性子の量を調整しているのです。
→①、②をまとめると、もともと暴発しやすい構造だということが分かります。
言わば“アクセル全開のまま、ブレーキを踏んでいる状態”なのです。
☆核反応後にどうしても“放射性”生成物が残ってしまう
本来、炉の中で核反応後も中性子を長期間（１０～２０年）当て続けると、だんだんとその物質は安定へと向かい、放射性の出ない物質にまで変化します。
しかし、核燃料のうち反応しやすい部分は２年程度で使い切ってしまうので、残りの反応しにくい核反応生成物（残りカス）は取り出さないと、再稼動できません。結果的に反応した核反応生成物はほとんど”放射性“生成物のまま残って炉外に出されてしまいます。
その反応後の残りカス（＝核廃棄物）の除去等にも大規模な装置が伴い、さらに大規模になってしまいます。
☆“水”も放射性物質に変わってしまう
固体燃料炉である「軽水炉」では、減水材に“普通の”水（＝軽水）が用いられています。
“水”は減速材としてとても優秀で、簡単に核分裂の連鎖反応を引き起こします。また冷却材とも兼用でき、安価であるということで一般的に多く用いられているのです。
ところで、私達は“水は核反応しない”と錯覚しがちですが、実は違います。
水中に含まれる僅かな不純物とも反応して放射性物質に変化しますし、水中の水素原子に中性子が入り込み、危険で強力なγ（ｶﾞﾝﾏ）線を放出する３重水素（トリチウム）に変化してしまう部分もあるのです。
では一方、液体化燃料炉（＝トリウム溶融塩炉）はどのような特徴を持っているのでしょうか？
☆☆☆液体化燃料炉（＝トリウム溶融塩炉）のシステム
図はﾄﾘｳﾑ溶融塩炉の簡単な概念図です。
『塩（えん）』とは、酸とｱﾙｶﾘを反応させたときに出来るほぼ中性の結晶のことを指します。そして、溶融塩というのは、常温で固体（結晶）の『塩（えん）』を、高温で液体にしたものです。
高温で液体になったある種の溶融塩の中に、核燃料を入れた液体循環型の核化学反応装置の構造を溶融塩炉といいます。
『次代を担う、ｴﾈﾙｷﾞｰ・資源』 ﾄﾘｳﾑ原子力発電１ 核ｴﾈﾙｷﾞｰを利用した発電ｼｽﾃﾑを概観する1/2
このような構造上、以下の特徴・問題点が見られます。
☆炉の設計思想としては理にかなっているシステム
①随時必要な分だけ反応できる、連続処理が可能になる
ﾄﾘｳﾑは核分裂反応をおこさないので、核分裂反応を起こすｳﾗﾝに転換して燃料にします。そのために中性子を投入する核ｽﾎﾟﾚｰｼｮﾝという前処理が必要です。
『次代を担う、ｴﾈﾙｷﾞｰ・資源』ﾄﾘｳﾑ原子力発電3 核化学反応におけるｳﾗﾝとﾄﾘｳﾑの比較
ですから、固体燃料炉と同じように前処理にエネルギーが別途必要になります。その後で、図のように溶融塩中に核燃料を溶かした核燃料溶融塩を管内に入れ、ぐるぐると循環させます。液体化燃料炉では、図の黒鉛部分（＝減速材）を通過したときだけ、核分裂をして熱エネルギーを発生します。水とは違い、溶融塩は非常に安定した特性をもち、またほとんど減速効果がないので、必要な分をその都度、投入することができます。
したがって反応の制御は燃料の“投入量”によって調整することができるので、固体燃料炉のような大がかりな制御棒も要りません。
②溶融塩は効率的な熱媒体（冷却材）
溶融塩が熱搬送媒体となりますが、溶融塩の特徴として「熱容量」が大きいことが上げられます。したがって、配管は小規模になり装置自体の小型化につながります。
→①、②をまとめると、一度に長期間分（2年分程度）の大量な燃料を入れる固体燃料炉とは違い、少ない燃料でも発電が可能で、一日なら一日分、随時必要な分だけ燃料を投入すれば良いのだから、固体燃料炉に比べると炉の暴発などの危険性が下がります。また、核燃料が溶融塩中に均一に分布するので、より安定的と言えるでしょう。
ただし、溶融塩内で中性子が減速される（核分裂が連鎖する）可能性は０パーセントでは無い（減速材の補助になる）ことや、高温溶融塩による配管の腐食（→破損）への懸念は課題として残ります。
☆発生する放射性の使用済核燃料の処理を同時進行できる
炉の中を循環させて、黒鉛部分で何度も核反応を起こせるので、分裂後の放射性核生成物も長期間繰り返し核反応させることができます。要するに、分裂後の放射性核生成物も「放射性物質ではない安定物質」まで核分裂を繰り返し、減らすことが可能です。
しかし、シリーズ３でも触れたように、実験炉では放射性物質が実際に生成されていますし、まだまだ実用化までには検討の余地がありそうです。
☆☆☆システム比較のまとめ
以上、一般的な固体燃料炉と液体化燃料炉（＝溶融塩炉）を比較してみると、
となり、“炉の構造”という意味では固体燃料炉より、はるかに理にかなった炉の形式だとわかりますが、実態上の“安全性”（＝放射性廃棄物）に関してはまだまだ検証が必要になりそうです。
これまで、トリウム溶融塩炉のシステム全般にわたって一旦押さえたので、今後はトリウムの“埋蔵量”の分析と原子力発電界における体制問題に踏み込んでいきたいと思います。
- by tutinori
- at 18:27
comments
システム比較の表、とても分かりやすくていいですね！☆★
炉の構造による機能、特性の相違という点では、
■熱中性子炉（遅い中性子でも核分裂可）
＝Ｕ２３５、トリウム
ＶＳ
■高速炉（高速中性子で核分裂）
＝Ｕ２３８など、Ｐｒ２３９、トリウム
と、いう風に、照射する中性子のスピードとそれに対応する炉の構造（軽水炉などＯＲ高速炉）も、大きな要素になりますね。
でもって、「トリウムが便利」といわれているのは、「熱中性子炉でも高速炉でも、核変換効率がの構造に左右されにくい」という、フットワークの軽い性質であるところなんだそうですね。
＞どんきちさん
ありがとうございます☆
＞炉の構造による機能、特性の相違という点では、
■熱中性子炉（遅い中性子でも核分裂可）
＝Ｕ２３５、トリウム
ＶＳ
■高速炉（高速中性子で核分裂）
＝Ｕ２３８など、Ｐｒ２３９、トリウム
と、いう風に、照射する中性子のスピードとそれに対応する炉の構造（軽水炉などＯＲ高速炉）も、大きな要素になりますね。＜
確かにそうですね☆
今回はどちらかというと、「溶融塩炉」という炉のシステムに着目しました分析だったので、そこまで踏み込みませんでした。
新たな着目点の提供ありがとうございます。
今後とも一緒に追求していきましょう☆
個体燃料炉と液体化燃料炉のシステムの違いが、とても分かりやすい図で気づきがいっぱいでした！
素人にもわかるように噛み砕かれた内容、スゴイです！ありがとうございます。☆
液体化燃料炉の場合、放射性廃棄物を減らすことが出来ることに加え、やはり、一度に大量の核燃料を投入しなくて済むところが、リスクが少しでも小さくなるから良いのかなと、素人としては思います。
ベース電力として、今後も原子力が必要なのか？の検証がまた必要になるのだと思いますが、今後も使い続けるのであれば、液体化燃料炉への移行も、可能性ありそう・・・って感じました。
政治的には、トリウム原子力ってどうなっているのでしょうか？今後の追究に期待大です。
個体燃料炉と液体化燃料炉のシステム比較、とってもわかりやすかったです。
これを見る限り、
「だったら、絶対液体化燃料炉の方がいいじゃん！！」
って思うんだけど、そもそも、原子力ってところがやっぱり不安～～。
あと、液体化燃料炉が次の新しいエネルギー開発の可能性としてみたとしても、エネルギー問題のもうひとつの要素として、その原料の調達先も重要なところですね！
その原料が外国に依存したままだと、世界を取り巻く市場に絡めとられる＋本当に経済破局が起こり、貿易に支障が出てくるようなことになれば、せっかくの可能性も絶たれてしまう！！
エネルギーも、日本で「自給自足できる」という視点でも検討していかないといけないですね！
なえさんへ
＞政治的には、トリウム原子力ってどうなっているのでしょうか？
国の政策としての原子力に関する長期的な計画は、原子力委員会が１０年に１度程度の頻度で定期的に改定、発行している「原子力政策大綱」というのが、代表的な資料になります。
最も新しいものでは2005年が最新版になります。
2010年も改定が予定されていましたが、先送りになりそうだとの予想もされています。
■2005年原子力政策大綱はこちら
→http://www.aec.go.jp/jicst/NC/tyoki/taikou/kettei/siryo1.pdf
この、大綱の中では、トリウム炉の導入可能性、具体的な研究・開発計画や位置づけについては明確な言及されてはいませんが、「燃料サイクルとしては、まず、中長期的に高速増殖炉や、プルサーマル等を検討して、有効な核燃料の開発、長期的に見て開発・研究対象となりうる、技術の選択肢・可能性の一つとして他の技術同様、可能性は念頭におきながら模索していく。」というニュアンスの様に感じられます。
トリウム炉は、机上の理論上の、エネルギー効率等の面では利点が強調されることが多いですが、よく、検証してみると、例えばよく言われる
■「ウラン濃縮工程が必要ないから有利」
⇒かわりに「核スポレーション処理」（実質は、トリウムをウラン233に核変換するための高速中性子による核加工技術）が必要
■「トリウムは核分裂性物質ではないから安全」
⇒分裂性のウラン２３３に変換して使うんだから、一緒
■放射性廃棄物量（コスト）が少なくてすむ
⇒ウラン燃料サイクル同様、放射性物質は発生する。
その他、有害物質の発生もあり、それらの処理方法については技術が未確立
■核スポレーションを含む、変換技術についても未明課題は多く、技術導入、実用可能性についてはまだ議論の土俵に上る水準には達していない、との見方が一般的
等など、結局、ウラン燃料サイクルと比べてみると「長期的将来的に、可能性を検討すべき選択肢のひとつ」として念頭においておく、ということになるのではないでしょうか。
政策資料の中では、選択肢としても具体的には取り扱われていない、といったレベルではないでしょうか。
なえさん
政策大綱は内容が抽象的なわりには分量が多いので、資源エネルギー庁の発表資料がコンパクトに政策のポイントをまとめているので、こちらもよろしければご参考にしてみて下さい。
資源エネルギー庁ＨＰ
■施策情報
http://www.enecho.meti.go.jp/policy/index.htm
■「原子力発電の中長期的方向」
http://www.enecho.meti.go.jp/policy/nuclear/nuclear05.htm
以下、ＨＰ全文引用
５ 原子力発電の中長期的方向
○既設の原子力発電施設を安全の確保を前提に最大限活用するとともに、立地地域をはじめとする国民の理解を大前提に新規の発電所の立地に着実に取り組む。
○原子力発電がエネルギー安定供給及び地球温暖化対策に引き続き有意に貢献していくことを期待するためには、２０３０年以後も総発電電力量の３０～４０％程度以上の供給割合を原子力発電が担うことを目指すことが適切。
○２０３０年前後から始まると見込まれる既設の原子力発電施設の代替に際しては、炉型としては現行の軽水炉を改良したものを採用する。原子炉の出力規模はスケールメリットを享受する観点から大型軽水炉を中心とする。
ただし、各電気事業者の需要規模・需要動向や経済性等によっては標準化された中型軽水炉も選択肢となり得ることに留意する。
○高速増殖炉については、軽水炉核燃料サイクル事業の進捗や「もんじゅ」等の成果に基づいた実用化への取組を踏まえつつ、ウラン需給の動向等を勘案し、経済性等の諸条件が整うことを前提に、２０５０年頃から商業ベースでの導入を目指す。
なお、導入条件が整う時期が前後することも予想されるが、これが整うのが遅れる場合には、これが整うまで改良型軽水炉の導入を継続する。
原子力政策を誰がどの様に決定しているかという事も気になりますね。
【原子力政策の決定機関】
日本の原子力政策の決定機関は概ね次の様になってます。
【内閣総理大臣】
－－－－－－－－－－－－－－－
↓ ↓
【原子力委員会】 【原子力安全委員会】
■原子力政策大綱の作成 ■安全目標案作成
■方針決定 ■指針作成、チェック、監査
↓
↓
↓ 諮問
【総合エネルギー調査会】⇒⇒⇒⇒⇒【経済産業省】
| 資源エネルギー庁
－－部会－－－総合部会
| |
| －－需給部会
－－小委員会
■原子力開発利用長期計画作成
■総合エネルギー調査会答申類作成
§総合エネルギー調査会設置法
初めて投稿したします。どうぞよろしくお願いします。
昨晩のNHKクローズアップ現代で、中国のレアアース輸出制限
問題と関連してトリウム･プルトニウム混合燃料とトリウム･ウラン
混合燃料の技術を取り上げておりました。
これらの混合燃料は一体どういった技術なのだろうと興味をもって
検索するウチにこちらのブログに辿り着いた次第です。
でもThに関しては溶融塩炉というのが本来開発中のもの
なのですね。
＞ひろあき☆彡さん
コメントありがとうございます。
＞中国のレアアース輸出制限
問題と関連してトリウム･プルトニウム混合燃料とトリウム･ウラン
混合燃料の技術を取り上げておりました。
ウラン・プルトニウム混合燃料（ＭＯＸ燃料）の他に、トリウムとのＭＯＸ燃料もあるんですね。確かに、ウランよりは量の確保はできますからね。
＞でもThに関しては溶融塩炉というのが本来開発中のものなのですね。
ちなみに、今回記事にしている『溶融塩炉』というのはメジャーではなく、本来は一般的な軽水炉での使用ですよ。（インドなんかはこれが主流のはず）
今回の記事では『溶融塩炉』という形式と『軽水炉（＝固体燃料炉）』の比較という意味で捉えてください。
トリウム原発での技術面での決定的な負の構造は、
ｼﾘｰｽﾞ12 地球の物質循環から切り離された核廃棄物問題はﾄﾘｳﾑ発電でも同じ
ｼﾘｰｽﾞ16 原子力発電のまとめ1～（技術開発編）
辺りを見てくれたら分かると思います。
今後も宜しくお願いします。
トリチウムはガンマ線でません。弱いベータ線です。体内取り込みでDNAにはとても危険ですが。
すごく初歩的なとこで指摘だけど、トリチウムってベータ線放出だよ。