日本周遊紀行（91）六ヶ所村 「原子力発電」

日本周遊紀行（91）六ヶ所村　「原子力発電」


ご存知、六ヶ所村は原発の村であった。　
先ずその「原子力発電」について・・、



国道338を南下すると間もなく六ヶ所村である。　そして、その原発の本場が、この村である。　

既に周知の事だが、この村は今や全国的にすっかり有名になってしまった。　
六ヶ所村・尾駮(おぶち）沼の北西部に日本でも初の巨大な「原子燃料サイクル」という施設がある。　
その中の主な施設に、ウラン濃縮工場、再処理工場、放射性廃棄物埋設センター等、原子力発電に関する施設が並んでいる。　即ち、六ヶ所村は日本全国の原子力発電所で燃やされた使用済み核燃料を集め、その中から核燃料のウランとプルトニウムを取り出す再処理工場なのである。　
従って、発電そのものはしていないようである・・？。


ところで、原子力とか「原子力発電」とは、判っているようで実は判りにくい、　ここでチョットそれらについておさらいをしてみよう。

先ず、電気を造る発電所は大まかに分けて水力発電所（ダムなどで水の落差を利用）、火力発電所（化石燃料使用）、再生可能エネルギー（太陽光、風、波など）それに原子力発電所がある。
原子力発電の原理は火力発電所と同じで、蒸気を作るのに火力は化石燃料を燃やして作るが、原子力は核分裂や核融合による化学反応で高熱を発生させてその熱で蒸気を作りだすものである。　
その原料となる燃料は、ウランやプルトニウムといった放射性元素といわれるものである。


地球上に天然に存在する物質元素で「U：ウラニウム」（ウラン）というのが有る。　
ウランには、中性子（分子の中の粒子）の数が異なる「ウラン235（質量数）」と「ウラン238」の同位体（同位元素）がある。　
天然に存在するウランの99.3％は核分裂しにくい(燃え難い)U238で、残りの0.7％が核分裂しやすい（燃え易い）U235である。　
U235にある条件で「中性子」を当てると、原子核が2つに分裂（核分裂）し、その際に2～3個の中性子と熱エネルギー（放射性）として放出する。　
飛び出した中性子は次々に別のU235に当たり、連続して核分裂を起こして（核分裂の連鎖反応）膨大な熱エネルギーを生み出すことになる。


原子力発電所は、核分裂しやすいU235の割合を3～5％まで高めたもの（低濃縮ウランといい、ウラン濃縮工場で生産される）を燃料として使用する。　そして、ここで発生した熱で水を沸騰させ、蒸気でタービンを回転させ発電する仕組み（軽水炉型）なのである。


因みに「原子爆弾」は、このU235を高濃度に濃縮し、起爆剤をつかって超短時間に核分裂の連鎖反応を起こさせたもので、「広島型原爆」といわれるものであった。




ところで、現在、地球上の天然資源エネルギー（石油、天然ガス、石炭等）で許容埋蔵量は100～200年と云われる。　
そして、U235は60数年と云われるている。　無論、U235はO.7％分が対象である。　
ナーンダ、燃料ウランはこれだけか・・？　と思われるが、　ここで実はU238の99.3％にも使いみちが有ったのである。


原子炉内で起こるＵ238の核反応によって、核分質・プルトニウム（使用済核燃料　Pu・天然には存在しない人口の核物質といわれる）が生成されて、原子炉材になるのである。　これを計算すると60（年）×99.3／0.7≒8500年になるというわけである。


（註）　プルトニウムは、以前は完全な人工元素と考えられていたが、最近、ウラン鉱石中にわずかに含まれていることが知られるようになった。　
超ウラン元素で、アクチノイド系（周期表においてランタノイドやアクチノイドは欄外に別記されている。（元素周期律表）の元素の一つ、元素記号はPu。


ここで、このPuを分離・再生・抽出する施設として必要なのが「再処理工場」と世間で云われるものである。　
再処理工場では、使用済み核燃料に化学的処理を行いPu239が生成される、これを燃料として使えるようにする、云わばプルトニウム生産工場である。

Pu239は、燃えないウラン238と混合し、混合酸化物(Mixed Oxide)として使用される。　この混合燃料をMOX燃料と呼び、日本では「プルサーマル燃料」とも呼んでいる。　

「プルサーマル」という言葉は、「plutonium thermal use」と日本人得意の和製英語で、Puと熱（thermal）中性子の合成語をプルサーマルといわれる。　
MOX燃料は、軽水炉の原発で濃縮ウランと同様に使用できるのである。

以上が、青森県・六ヶ所村で行われている「核燃料サイクル」といわれる核化学工場なのである。　

原発の使用済み核燃料から、再び燃料として使用可能なUとPuを回収し発電を行う仕組みで、現在のところは建設途上にあるという。（2005年現在）　
再処理工場の最大処理能力は800トンと推定され、MOX燃料工場はいまだ未完成ながら2010年前後には竣工の見通しといわれる。

エネルギー資源の少ない（U235も含む）日本では、「核燃料サイクル」を早急に完成させる必要があるとも云われる所以である。


次回は原発・「高速増殖炉」




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