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七章　クローズド・システムは可能か

　1　原子力発電の「夢」 top

　いま西側諸国圏に埋蔵されていて、経済的な価格で採掘できると考えられているウラン資源の総量は約二四〇万トンである。
　そのうちのウラン235は一パーセント足らず、二万トンぐらいにすぎない。
　もしウラン235だけしか利用できない軽水炉だけの原子力発電に頼るとすると、それから得られるエネルギーは石油換算で一〇〇〇億キロリットル、石炭換算で一四〇○億トンぐらいになり、これは現在枯渇すると騷がれている石油資源と同程度のエネルギー資源にすぎないことになってしまう。
　化石燃料資源の大半は石炭で、それは全世界で四〜七兆トンにも達している。
　これではウラン資源は石炭の三十分の一以下ということになる。
　それでは核分裂の原子力が未来のエネルギー資源だというのは全くでたらめな話なのであろうか。
　実は、原子力発電の未来物語には一つの前提があって、実現にはその条件が満たされる必要があるのである。
　その鍵を握っているのはプルトニウムである。
　天然ウラン中の九九・三パーセントを占めるウラン238をすべて核分裂性のプルトニウム239に変換させることがでされば、二四〇万トンのウランをすべて核燃料として利用できることになる。
　それだけではない。
　同じようにトリウム心中性子をあてて核分裂性のあるウラン233に変換させることができるので、使用可能な資源量は飛躍的に増えることになる。
　さて、火種の役をするウラン235の一原子が原子炉の中で核分裂をすると、平均二・五個の中性子が発生する。
　そのうちの一個は、原子炉の連鎖反応を持続させるために使用される。
　残った中性子一・五個は、原子炉の内部および周辺の物質に吸収されてなくなってしまうのであるが、その一部分はウラン238に吸収されて、それをプルトニウム239に変えている。
　核燃籵再生産の度合を、ウラン235の一原子がなくなってその代りにプルトニウム239が何原子できるかという割合で表わし、これを「転換比」という。
　原子炉の構造、細かくはその運転の方式をきめると、転換比はきまってしまう。
　現在の軽水型発電炉の転換比は燃料サイクルを平均すると○・一くらいで、コールダーホール型のような黒鉛減速・ガス冷却炉では〇・八くらいである。
　いずれにせよ、転換比は一より小さいので、生産されるプルトニウム燃料は消費されるウラン235燃料より小さく、夢の実現には遠い。
　転換比が一より高い炉は「増殖炉」（ブリーダー）と呼ばれ、使った燃料より多くの燃料を作りだすようにいわれて、大きな期待がかけられている。

　2　増殖炉の現実 top

　この「夢の原子炉」である増殖炉については、いま世界各国が争って開発競争をやっている。
　転換比をできるだけ上げて増殖炉を実現するためには、吸収による損失を減らし、中性子をできるだけ経済的に用いなければならない。
　さらに、中性子を吸ったウラン235が核分裂をする割合を高めるために、生まれたままの速い中性子を減速しないでそのまま連鎖反応の鎖に用いる。
　遅い中性子では、ウラン235に吸われた時、約五分の一は核分裂を起さないままで終るからだ。
　また、高速中性子が炉から外に漏れると無駄になるから、これを有効に利用するため、周囲をウランでかこんでいる。
　これを「フランケット」という。
　こうして、増殖炉では、中性子を減速せずに高速のまま利用するのであるが、このようなタイプのものを高速増殖炉というのである。
　中性子を減速せずに用いるため、中性子を減速する効果の大きい軽水などを冷却材に用いるわけにはゆかない。
　また小型の炉心から発生する多量の熱を取去るためには、ガスでは困難である。
　このような理由で、冷却材には液体金属が用いられるが、現在各国で開発中のものは、いずれも溶融した金属ナトリウムを用いるナトリウム冷却高速増殖炉である。
　この相違からも、高速炉の工学的安全性には、従来の軽水炉などとは異った特有の問題が多く存在していることがわかる。
　減速材のない高速炉では、暴走をおこしたとき炉自体がブレーキをかける、いわゆる「負のフィードバック」と呼ばれる性質をもたないため、炉の安全性は、その工学的な制御装置にもっぱら依存しなければならない。
　文字通り原子爆弾をゆっくり燃やすのが高速炉である。その上、毒性のつよいプルトニウムが燃料やブランケッ卜の中に多量に内蔵されており、その上水と激しく反応する金属ナトリウムを大量に使っていて、蒸気発生器では液体ナトリウムと水とが管壁をへだてて熱交換をすることになっている。
　目下、茨城県大洗町に建設中で、わが国最初の実験用高速増殖炉となる予定の「常陽」の例でも、酸化プルトニウム一六三キログラム、高濃縮ウラン七四○キログラムを内蔵し、ナトリウムは毎時一一〇〇トンの流量をもつループ二系統（容積にしてナトリウム三〇〇立方メートル）が使われている。
　将来、原型炉、実用炉となれば、これらの量はそれに比例して増加することになる。
　熱出力約一五〇万キロワット、目下のところ世界最大の高遠増殖原型炉であるソ連のＢＮＩ六〇〇炉では、炉心容積二一七六リットル、ナトリウムの容量は約一二〇〇立方メートルで、その流量は毎時九三〇〇立方メートルにのぼっている。
　高速増殖炉が成功しなければ、核分裂エネルギーは「未来」のエネルギー資源とはなりえないのだが、以上のような現状は、原子力全体がまだ工業実験をも含む開発研究の段階にあるということを示している。

　3　核燃料サイクル top

原子力がエネルギー産業として自立する未来に、ウラン、プルトニウムがどのように流れ、利用されるべきか、その未来図を核燃料サイクルとよぶ。 　図21にその一例を示したが、天然に産出するウラン鉱から始まって、死の灰の廃棄物処理までのこのシステムの中で、ウラン、プルトニウムの生産・消費がバランスを保って効率よく行なわれるのが理想である。 　それに、トリウムからのウラン233生産がつけ加えられる。 　実は、この核燃料を「増殖」するというのは、大変気の長い話だということをつけ加えておかねばなるまい。 　転換比は一をわずかに上まわるだけたので、消費した燃料の二倍の核燃料が生成するまでに要する時間（「倍増時間」）は、かなり長いもので、現状では一番短いソ連の計画で心約一〇年、アメリカのそれでは二五年といったところである。 　ところが現実と比べるならば、この核燃料サイクルの図はまだ全く仮想的なものにすぎない。

　何よりも中心の位置を占める増殖炉が研究開発の段階にあって、それが実用化されるにはかなりの年月が必要なのである。
　現在は、従って核燃料は図21のような循環を行なっておらず、天然ウランの中からウラン235を取出して残りを劣化ウランとして捨て去る、いわば資源略奪型の消費の流れがあるだけである（図22）。
　すなわち、軽水型発電炉をはさんで、上流には濃縮ウランの製造工場、下流にはプルトニウム精製を目的とした再処理工場がある。
　生産されたプルトニウムを燃料として還流するのはまだ試験的な段階で、それは将来に期待して倉庫に積上げられている。
　これをわかりやすく絵で示せば、図23のようなものになるだろう。

　4　核燃料の再処理 top

　核燃料はあらかじめ定められた燃焼度に達すると、原子炉から取出して、再処理と呼ばれる工程へまわすことになる。
　こうして「使用済み核燃料」から燃え残りのウランや、新しく生成したプルトニウムなどの未利用の核分裂性物質を回収し、一方、核分裂生成物を処理して、保管しやすい形態にするなどの工程が「再処理」と呼ばれるるのである。
　原子力発電所から輸送容器に入れて送られてきた使用済み核燃料は、再処理工場の貯蔵用水槽で、もう一度冷却（放置）する。

再処理にはいくつかの方法が提案されているが、世界各国で実用されているのはピューレックス法で、現在東海村に建設中の動力炉・核燃料開発事業団の工場でも、この方法が採用されている。 　このピューレックス法による再処理工程は、 　�@燃料の被覆管を除去する、 　�A燃料を硝酸などで溶解する、 　�B溶媒抽出によりウラン、プルトニウムなどと核分裂生成物とを分離する 、�Cプルトニウムの抽出およびウランの回収工程から成立っている（図24）。 　アメリカ型軽水炉の燃料体の場合であれば、ジルコニウム合金の被覆管が使われているので、まず遠隔操作によるせんだん機で三センチくらいの小片に切断する。 　この小片は、そのまま輸送シュートにより、浸出溶解槽に送り、ここで硝酸により溶解する。 　ジルコニウム合金は溶解しないので、二酸化ウランや、死の灰だけが化学的に侵出溶解される。 　溶けなかった被覆材は、かなり高レベルの放射能をもった固体廃棄物として、貯蔵庫で水中貯蔵される。

　次にウラン、プルトニウムおよび核分裂生成物を含む硝酸溶液から、それぞれを分離するのが、溶媒抽出工程である。
　ウランやプルトニウムはトリブチル燐酸（ＴＢＰ）と結合して特別な化合物を形成し、これはドデカンなどの有機溶媒によく溶解する。
　一方、核分裂生成物は有機溶媒に抽出されない。
　こうして分離が可能となる。
　再処理工揚というのは、一種の化学工業プラントである。
　工程中の物質の移動は、主として液体にして行なわれる。
　化学工場にありがちな配管などからの漏れが当然生じるであろう。
　化学工揚と違って。この漏れはただちに環境への放射性物質の放出ということを意味し、重大な事故となる。
　それで、配管などからの漏れが環境への放射性物質の放出とならないよう「閉じこめ」構造を設備する必要が生ずる。
　これをコンテインメントと呼んでいる。
　また有機薬品やドデカンなどの火災あるいは爆発をおこしやすい物質を大量に扱っているので、その対策も十分とられていなければならない。
　また、扱う物質は強い放射能をおびた物質なので、運転保守はすべて厚いコンクリートの壁をへだてての遠隔操作によらねばならぬという困難が伴っている。
　故障がおこっても、接近して修理するといったことは簡単にはできないのである。
　また、臨界事故と呼ばれる原子力施設特有の事故がある。
　ウラン235やプルトニウム239などの核分裂性物質は、ある量（臨界量）以上集まると核分裂をおこす。
　再処理工場では有機溶媒のだかにこれらのウランやプルトニウムが溶けている。
　これらの有機溶媒は炭素や水素といった中性子の減速材として都合のよい性質をもった原子核からできているので、核分裂は大変生じやすくなっている。
　こうして臨界事故がしばしば記録されることになる。
　たとえば、アメリカのアイダホの再処理プラントでは、一九五九年一〇月と一九六一年一月の二回、臨界事故が記録されている。
　臨界事故を防ぐためには、工程の各段階について、質量、濃度および形状について厳重な管理をする必要がある。

　5　再処理工場と環境 top

　原子力発電の環境安全問題の要をなすものは、核燃料再処理工場の環境安全問題であるといえる。
　たとえ平常時における原子力発電所そのものの放射能放出を低減させたとしても、再処理工場からの放射能放出を放置してあるのでは、せっかくの努力も無意味になるであろう。
　そのことを以下の例で数値をあげて説明してみょう。
　茨城県東海村には、動力炉・核燃料開発事業団の核燃料再処理工場が建設中で、一九七七年に操業を始めることを目標にして、七五年に試運転を開始した。
　また、同じく日本原子力発電会社が一一〇万キロワットの軽水型原子力発電所（東海二号炉）を建設中である。
　一一〇万キロワットといえば、目下のところわが国最大級の原発である。
　さてこの二つの原子力施設が環境に放出する放射能の量をざっと比べてみょう。
　気体廃棄物とくにクリプトン85を、再処理工場は一日に八〇〇〇キュリー放出する。
　一方、一〇〇万キロワット級のＢＷＲ型原発では、一日あたり一五〇キュリーである。
　すなわち再処理工場の放出量は原発のそれの五十倍以上である。
　液体廃棄物としてブ再処理工場では一日約一キュリーを海岸から一・八キロ沖に放流する。
　一方、敦賀原発の実績は、一九七一年度一年あたり○・一七キュリーであったし、東海原発でも一キュリーぐらいを予定している。
　従ってこの場合、再処理工場は原発一年分を一日で放出してしまうことになる。
　もう一つトリチウム（三重水素）がある。
　再処理工場は一日二〇〇キュリーのトリチウムを放出するのに、原発はいろいろ差があるが、ほぼ一年に一五〇〜二〇〇キュリーを放出する。
　さて海中に放流される廃液には一日約〇・七キュリーの放射能（ルテニウム、セリウムなどを主とする）と、二〇〇キュリーほどのトリチウムが約三〇〇トンの廃水に含まれて放出されることになる。
　イギリスのツインスケールやフランスのラーアーグなどにある再処理工場（東海村のそれはフランスのサンゴバン社を通しラーアーグの技術を導入した）は年開数千ないし数万キュリーを沿岸放流している。
　それで、これに比べればけるかに少いから安全だと動燃事業団は主張してきた。
　しかし、第一に沿岸や海流の状況が全く異っていることに注意しなければならない。
　ラーアーグの潮汐差は数メートル以上あるのに、東海は数十センチしかない。
　しかも、ラーアーダは沖合二キロで放流しているのに、東海は一キロの放流管しか計画していなかった。
　漁民の反対闘争の結果、一・八キロということになったが、これでは放流して希釈拡散させるつもりでも、岸に戻ってきてしまうであろう。
　第二に漁業の問題がある。
　国民の主要な蛋白源を漁業に依存しているわが国にとって、原子力施設と漁業との関係を、従来のように前者による漁業権の買取り、従って漁業権の消滅といったやり方で処理してきたことは大きな間違いである。
　生物による放射能物質の濃縮という現象がすでに知られており、しかもその詳しい研究はこれからという状況のもとで、安易な放出はやるべきではない。
　多段瞬間蒸発装置の使用により、外に放出する放射能の量を少なくとも十分の一以下に切下げることは困難ではない。
　困難なのにはトリチウムの除去であろう。
　トリチウムは酸素と結合した水の形にしてしまっては除去困難なので、燃料溶解前に気体のまま分離する方法が提案されているが、実用化はされていない。
　低レベル廃液は、高レベル廃液とは異った次元で、すなわち水産業などとのかかわりにおいて最も複雑な環境問題を引起すであろう。
　気体廃棄物はクリプトン85などの希ガスが主で、いくつかの除去方法が可能であるが、技術的には分離回収したガスの保存に困難がある。
　しかし最大の問題は、これらの技術的研究に着手しようとしないことであった。
　再処理工場からの放出量ゼロを実現するかどうかが、原子力発電の環境開題に真面目に取組んでいるかどうかの試金石なのである。
　原発周辺は被曝レベルとして一年に五ミリレムの目標値がもうけられているのに対して、再処理工場には同等な環境基準が何も設けれてないといった明らかな矛盾は放置しておくべきではあるまい。

　6　大量の放射能蓄積 top

　ピューレククス法の工程では、原子炉中で生成した核分裂生成物すなわち死の灰を、被覆管などの閉じこめ装置からすっかり解放し、酸溶解などにより、いわばばらばらにするわけである。
　使用済み核燃料に含まれている放射能の九九・九パーセントまでは、抽出工程からの高レベル廃液中に集められ、濃縮されて、高レベル濃縮廃液となる。
　この高レベル廃液は、ステンレス製のタンクに入れて放射能が減衰するまで保存することになるのであるが、実はこれは容易なことではないのである。
　放射能の減り方を支配するのは寿命の良いストロンチウム90やセシウム137などである。
　これらの放射性元素が最初存在した量の十万分の一になるのには五〇〇年かかる。
　それ以降はプルトニウムやアメリシウムなどが主として残ることになり、しかもその減り方は極端に遅くなるのである。
　一トンの使用済み核燃料から分離された一〇〇万キュリーの濃縮廃液は、五〇〇年たってもまだ一〇キュリー残っているということになる。
　そして一九八五年に六〇〇〇万キロワットの原発という原子力委員会の長期計画が実現するとすれば、この時の高レベル廃棄物の量は、年間三億六〇〇〇万キュリーに達すると推定されているのである。
　従って、蓄積量を考えれば、まだ我々が経験したことのない危険な大量の放射能を狭い国土のどこかに、とりあえずは東海村にかかえこむことになる。
　一方、この廃液は放射能による熱を出し、かなり腐食性心強いので、タンクは水冷して熱を除去してやる必要がある。
　また、水が放射線の作用で分解して水素やその他の分解ガスが発生するので、適時に排気しでおかないと爆発の恐れもある。
　貯蔵といっても、ただタンクに入れて放っておくわけにはいかないのである。
　また、タンクの寿命もせいぜい三〇年ぐらいと考えられている。
　「ぐらい」とは心細い話ではないかと思われるであろうが、よく考えてみれば原子力が解放されてからまだ三〇年あまりしかたっていないので、最先進国のアメリカでさえ、第一代目のタンクを使っているわけで、技術にとって最も大切な経験が蓄積されていないのが現状である。
　五〇〇年も貯蔵するとなれば、何世代かのタンクに入替えてゆくより仕方がない。
　こういうことが果たして実現できるかどうか。
　もし、この管理に失敗して高レベル廃液が環境に放出されたりするなら……これは想像もできない深刻な災害となろう。
　タンク貯蔵はこうして決して良い方法ではないし。費用もかかる。
　アメリカは、このためだけに数百億円を使ったと推定されている。肝心の安全性にしても数百年にわたる保障など誰にもできるはずはない。
　にもかかわらず依然としてこの方法が採用されているのは、この方法以外に適当な工場規模の方法がまだないからである。
　アメリカでは一九七一年に高レベル廃液についての新政策を原子力委員会が出し、これ以上の廃液を工場内に貯蔵することを認めず、一〇年以内に固形化して国の指定する最終処分場に搬入することとした。
　最終処分場としてはカンザス州の岩塩坑を使うことにして、第四回原子力平和利用国際会議（ジュネーブ）で発表した。
　ところが、その後地質学的に難点があることを指摘され、最終決定には至っていない。
　固形化というのはガラス化あるいはセラミック（陶磁器）化などの処理を行ない、それによって放射能が水で侵出されたりして、環境中を移動しないように固定しようとするものである。
　多くの方法が研究されてはいるか、工場的規模の固形化技術は確立していない。
　このように、最後まで残る「死の灰」の始末のつけ方もわからぬままに、大容量の原子力発電所が、続々と建設されている現状――まるで「便所のないマンション」が、次々に建てられているようなものだ――という比喩は、「いい得て妙」な表現ではないか！