2021-05-31 第204回国会 参議院 決算委員会 第8号
原子炉からのアクチニウムの確保は、高速中性子を利活用できる「常陽」から実は製造することは、それしかできません。「常陽」に医療用ＲＩ製造設備を整備することも含めて、稼働をするための必要な予算を十分確保し、早急に「常陽」を動かしていただきたいと思います。萩生田大臣、是非決断して進めていただきたいと思いますが、いかがでしょうか。
原子炉からのアクチニウムの確保は、高速中性子を利活用できる「常陽」から実は製造することは、それしかできません。「常陽」に医療用ＲＩ製造設備を整備することも含めて、稼働をするための必要な予算を十分確保し、早急に「常陽」を動かしていただきたいと思います。萩生田大臣、是非決断して進めていただきたいと思いますが、いかがでしょうか。
○国務大臣（萩生田光一君） 原子力機構が保有する高速実験炉「常陽」は、高速中性子の照射能力を有することから、アクチニウム２２５の製造への活用が期待され、関係学会からもその旨の要望がなされているものと承知しております。
○政府参考人（生川浩史君） 原子力機構が保有します試験研究炉である、今御指摘をいただきましたＪＲＲ３や「常陽」においては、熱中性子や高速中性子を照射することにより放射性同位元素の製造を行うことは技術的に可能であるというふうに考えております。
その上で、前期十年の後半に完成を目標として原子燃料公社に再処理パイロットプラントを建設し、再処理の工業化試験を実施するといったようなこととともに、プルトニウムの燃料としての利用、これにつきましては、高速中性子増殖炉が最も有利だが、濃縮ウラン代替利用の研究開発を進める、それから、プルトニウム燃料の研究は、原燃公社及び原研にて特別の研究開発体制を設けて強力に推進、それから、七〇年代の前半に熱中性子炉への
中性子照射による脆性劣化というのは、ＢＷＲでは、二〇〇二年に問題になったコアシュラウドの亀裂などで、材質をよいものにかえても、二、三年でまた高速中性子でやられてしまってひびが入るとか、ＰＷＲの場合は、二〇〇六年五月十二日の国会で指摘しましたが、美浜とか玄海などで上昇が続いて、もう三十年ぐらいで危険領域に近づいていると。これは圧力容器ですよ、脆性劣化で。こういうのが現状なんですね。
きょういただきました「パリティ」の原稿の中でもダイバータのことが紹介されておりますけれども、やはり、炉材料の面で、高速中性子にたたかれても大丈夫なものをどうするのかという炉材料の開発と、トリチウムの除染及び回収、これの技術的に現段階ではどういうところに行っているのかということをお聞かせ願いたいのですが。
一つは、ＤＴ反応というのは、トリチウム除染の問題とか、それから高速中性子が出てくる問題とか、いろいろな問題があるので問題だと思うんですが、ＤＤ反応についての核融合の研究というのは一つの考えるべきテーマなのかどうかというのが一点です。
今度は、地震直後に計測されていない場合、原子炉は停止していた、その後も中性子検出がなければ、海水注入をしても、塩化ナトリウムが入る入らないの問題はあるにしても、要するに水で高速中性子を減速し冷却するわけですから、これは真水であれ海水であれ、海水を使いますとプラントは腐食されていきますが、再臨界の問題というのはそもそも考えられない問題だろうと思うんです。
○吉井委員 そこで次に伺っておきたいのは、制御棒も溶けてしまっている、燃料棒も溶けてしまっている、ハフニウムの制御棒は、これは中性子を食う割合が非常に高い性質を持ったものですから、これはまざったとしても、混合した状態で仮に燃料から高速中性子が出たとしても、かなりこれは食ってくれる可能性があると思うんですが、臨界反応を起こすということはなかなか考えづらい問題ではあると思うんですが、再臨界について、どういう
これは、もちろん常温を超える五十一度Ｃになっているわけですが、長期間の高速中性子照射によって格子欠陥が生じたりとか、要するに金属の劣化なんですが、これを仮に六十年運転するとなると、一・五倍長期間の運転ということになる。しかも、さっき、発電効率を高めるということで稼働率を上げるという話まで出ておりますが、そうすると、遷移温度は何度にまで上がるというふうに見込んでいるんですか。
その上に立って、問題は、原発の場合ですと高レベルの放射能の問題とか出てきますが、では核融合だったら全く心配ないのかといったら、そうじゃないわけですから、ですから、高速中性子を大量に発生させるタイプなのか、原理的に中性子を発生しない反応というものはもちろんあるわけですが、そういう基本的な研究というものが本当は必要だと思うわけですし、著名な物理学者の間からもそういう意見というのは出されております。
○吉井委員 それが二重水素同士のＤＤ反応か、二重水素、三重水素のＤＴ反応かという、このことになってくるわけですが、フランスで今度建設するイーターというのはＤＴ反応でいくわけですから、高速中性子線照射に耐えられる炉材料の開発ということ、これは決定的に大事な課題ですし、かなり見通しを持たないと、プラズマ実験装置だったらいいわけですけれども、将来を展望したものをやっていこうと考えるならば、やはりブランケット
ＤＴ反応というものでございますが、この反応は、エネルギーが取り出しやすい、そういう利点がある反面、先生の御指摘のとおり高速中性子が発生するということでございますので、材料の問題が出てくるということはございます。
東京大学名誉教授の小柴昌俊教授も、核融合の発電の際に高速中性子が大量に発生し減速しないまま真空容器の壁を直撃する、この際に起こる壁の放射線損傷は我々の経験したことのない強烈なものになることは疑いの余地はないというふうにおっしゃっていらっしゃいます。
それで、加圧水型原発については、高速中性子が、要するに、今言いました圧力容器の壁、炉壁などに、母材に照射されることによって、中性子が当たりますと金属格子がきちっとした組み合わせのところからずれるものですから、格子欠陥というんですが、これが生じます。
そこで、あわせて伺っておきますが、通常の軽水炉と、そこで既にもう中性子で脆化している中でプルサーマルだといってプルトニウム燃料を燃やすこと、その場合で発生する高速中性子の数はどのように変化すると見込んでいらっしゃるか、伺います。
○広瀬政府参考人 プルサーマルにおきますＭＯＸ燃料の使用に伴いまして、プルトニウムの熱中性子の吸収がウランよりも大きいために、高速中性子束が若干増加をすることになります。原子炉容器等の中性子照射による脆化についても若干の影響が考えられますが、この高速中性子の増加量は数％程度であるというふうに見込んでおります。
もともとＩＴＥＲで、一億度水準のプラズマの閉じ込めと、高速中性子からの熱の取り出しという原理的な面からして、超高真空容器とかブランケット、多数の大型コイル、冷却系とその配管、管理、維持、作業用のポートとか加熱装置とか、それ用の窓だとか、巨大な組み合わせになるんです。
○吉井委員 実のところ、これはＩＴＥＲで、一億度水準の高い温度のプラズマの閉じ込めとか、強い高速中性子による格子欠陥とか材料脆化の問題などで、今おっしゃったけれども、ＩＴＥＲの段階でも、これまで出てきたデータをプロットしたものを外挿して多分大丈夫だろうという話であって、まだ、これがきちんと確立されたわけのものでもありませんし、原型炉を展望すると炉材料はないし、実証炉を考えるとさらに厳しいというのが現実
そこで、ＩＴＥＲから実用炉のブランケット開発の可能性を見通した高速中性子実験施設というのは、きちんとあるのかどうか、伺います。
最後に先生がお尋ねの高速中性子の実験施設の問題でございますけれども、現在、日本、ＥＵ、ロシア、そして米国、この専門家が集まりまして、非常に高いエネルギーの中性子を照射する実験施設を将来つくるべく、概念設計、また、その要素の技術確証、こういったことが行われております。
フランスのことを、フェニックスのことを言われましたので、ちょっと私の知っている限りで言いますと、これはいわゆるプルトニウムリサイクル路線の話ではなくて、増殖炉としてのではなくて、何か高速中性子を使って放射性廃棄物の半減期を短くする高速炉だというふうに私どもは承知をしているんですが、ここは立ち入った話になりますから、立ち入ったというか、事実関係ですから、いずれ判明することではありますけれども、問題は、
その時間自体が、ある意味でいつまでたっても出てこないウナギのかば焼きという状況が続いているというのとともに、技術自体についても、ノーベル賞を受け取られた小柴東大名誉教授によりますと、ＩＴＥＲで大量に出る高速中性子への対応ですとか、あるいはそれに伴って大量に出る放射性廃棄物の処理というものをどうするかということを考えると、はっきり言って税金のむだ遣いではないかという指摘すらあるわけでございます。
つまり、濃縮ウラン等を水とともに置いておきますと、中性子が出たときに、高速中性子がエネルギーを落として熱中性子という連鎖反応を一番起こしやすい状態になるものですから、だから臨界管理が問題になってくる。非常に難しい。そこで、この事故以降、人為的ミスで臨界事故につながらないようにと、各国は今、乾式法に切りかえていっているんですね。
次に、核融合炉のブランケットの問題について伺っておきたいと思いますが、燃料であるトリチウムの生産と回収、高速中性子の持つエネルギーを熱エネルギーに転換して取り出す、そして中性子を遮へいするという複合的機能を果たさなきゃいけないのがこのブランケットです。だから、高熱負荷、高中性子負荷に耐えられる材料の開発が必要になってきます。これはさきに挙げた報告書でも述べられているとおりです。
ですから、ＩＴＥＲも次の原型炉も、プラズマ温度が一億度、高速中性子線にさらされても材料劣化の起こらない増殖ブランケットとか、炉材料の開発が完了して炉材料のめどが立たないとＩＴＥＲも実験炉の建設も無理というのが実情なのですよ。増殖ブランケットの開発は直ちには無理だから、ＩＴＥＲからそれを外して安上がりというだけでは意味がないわけですね。
それから、時間をかけて、先ほど言いました、何しろレベルの高い高速中性子が壁面に当たるわけですから、炉材料の問題など周辺技術分野の研究開発を重視していくんだ、その積み上げが大事なんだということを、これは私が超党派で行った九六年の夏も、ＤＯＥのクレブス局長もその点についてはやはりきっちり言っているんですね。
それでは、アメリカの方では一体どんな議論がされたかという中で、やはりコストの問題がありますが、もともとＩＴＥＲというのは、一億度水準のプラズマの閉じ込めと、高速中性子からの熱の取り出しという原理からして、超高真空の領域に入るような真空容器とか、ブランケットとか、それから多数の大型コイル、冷却系やその配管とか、この冷却系というのは液体ヘリウムを使ったり、その液体ヘリウムをつくるための施設とか、さまざまなもの
まず最初に、トカマクタイプのＩＴＥＲなどについては、エネルギーレベルの高い高速中性子によって格子欠陥が生じたり、材料の脆性劣化などをもたらすという大きな問題が一つあります。 ＩＴＥＲの炉壁、ブランケットは、かつて科学技術庁の方から伺ったところでは、二十年間の実験期間中に交換は必要ないように設計されている、そういう説明でした。
さらに、これは長期計画案の中にも書かれておりますけれども、長期的には、「もんじゅ」の役割の一つとして、高速中性子を利用して長寿命の核分裂生成物の核変換あるいはマイナーアクチニドと言われるものの燃焼などに関するデータを幅広く蓄積するということが期待されております。
特に例えば高速炉はそういう機能がある、高速中性子炉はそれに適しているということで、高速炉をそういう格好に使えないかという研究もまた現在議論されている。