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キーワード「MOX」を含む投稿一覧

  • 目的は永遠のエネルギ-

    2020/07/01
    16:30

    ウランにも色々な種類(同位体)があります。

    中性子を吸収して核分裂を起こすのはウラン-235です。

    自然界にあるウランの内,0.7%しかウラン-235はありません。

    前の「核燃料」のところにも書きましたが、

    それを「採掘」「製錬」「濃縮」の過程を経て3~4%位に濃縮します。

    残りは核分裂しないウラン-238です。

    燃料を分裂させてエネルギ-を生み発電すると

    ウラン-235が少なくなり効率が悪くなり新しい燃料と入れ替えます。

    入れ替えたあと使用済み燃料をどうするか?

    これをもう一度利用しようと考えられたのは

    核燃料サイクルとか核燃料リサイクルといわれる仕組みです。

     

    ●まず新しい燃料と使用済み燃料には何がどの位含まれるのでしょうか?

     1トンの燃料として計算します。

       新しい燃料  ウラン-235    41kg  これが核分裂する

            ウラン-238   959kg  核分裂しないで変化する

       使用済み燃料 ウラン-235     8kg

            ウラン-238   931kg

          プルトニウム類 10kg  プルトニウム-239、240、241、242

          超ウラン元素  0.9kg  元素一覧表でウランより後の元素

          核分裂生成物(死の灰) 50kg

    注:原子力資料情報室「原子力市民年間2010」から

     

    ウラン-235と238が減って、その分プルトニウムや死の灰が増えている事が分かります。

    基本的にプルトニウムは自然界に存在しない元素ですが、原発を運転すると必ず出来ます。

    普通のプルトニウムは核分裂しませんが、

    プルトニウム-239はウラン-235と同じように中性子が当れば核分裂しますし、

    困ったことに一定量が集まると自動的に分裂を始めます。

    そのために核兵器の原料になるのです。国際条約で厳しく管理される理由です。

    核兵器に利用しない場合は通常はそのまま地中に埋めて永久に管理しなければなりません。

    そして考えられたのは使用済み燃料からプルトニウムを取り出して再度燃料として利用し、

    発電しようと考えられたのがサイクルです。

    「もんじゅ」等の高速増殖炉やウランとプルトニウムを混ぜて使うMOX方法です。

    そのためには使用済み燃料からプルトニウムを取り出す必要があります。

    それを再処理と言い、その工場を再処理工場と言います。

     

    そのプルトニウムのサイクルの図です。

     

    SCN_0047

    実線の「軽水炉燃料サイクル」が現在行なわれている原発です。

    使用済み燃料を再処理、燃料加工と進む破線(点線)部分ほとんど開発段階です。

    特にプルトニウムサイクル、つまり「もんじゅ」ですが上手く行かない見込みです。

    プルトニウムサイクルの燃料加工から左下に伸びる破線「ウラン・プルトニウム混合燃料」は

    MOXとかプルサ-マルとして何基かの原発には混ぜて使用されています。

     

    先ほど新規の燃料と使用済み燃料の内容がどう変化するかを書きましたが、図で示します。

    一般の加圧水型軽水炉と軽水炉に混合燃料(MOX)を混ぜて使用した場合の比較です。

     

    SCN_0057

    (解説)

    *通常の原発では使用済み燃料に「核分裂生成物(死の灰)」とプルトニウムが増えます。

    *MOXも「核分裂生成物(死の灰)」が増えます。

    *通常の原発の「核分裂生成物(死の灰)」を直接地中処分出きれば

     それだけで済むのですが、

     再利用、 つまりプルサ-マル(MOX)や高速増殖炉を使うことで

     「核分裂生成物(死の灰)」がさらに増えるのです。

     現在でも六ヶ所村が機能しませんし、処分場もないのですから、

     さらに廃棄物が増える事は核燃料サイクルが既に破綻しているという事です。

     

    現在各電力会社はかなりのプルトニウムを保有しています。

    SCN_0059

     

    日本では実験炉以外で使用済み燃料から、

    プルトニウムを取り出し再び燃料を作る再処理や加工がまだ出来ません。

    外国に頼っているのが現状です。

    なるべく早く日本国内でも処理をしないといけないということで、

    六ヶ所村を完成させたいところです。

    しかし六ヶ所村では巨大な資金をつぎ込んでも成功どころか見通しすら付いていないのが現状です。

    使用済み燃料を処理し、そこからプルトニウムを精製しプルトニウム燃料を作ります。

    出来た新燃料と分けた核廃棄物は依頼先の英国やフランスから日本に送り返されています。

    2013年にはフランスからプルトニウムが何十トンも日本に返却されました。

    その以来費用も莫大ですが、英国では処理施設の周辺にガンが増えていることや、

    日本のために処理をすることの国内世論の批判から縮小していくようになるでしょう。

    またプルトニウムの輸送中の安全上の問題も懸念されています。

     

     

    つづきを読む

  • MOXの使用済み燃料

    2020/06/25
    16:08

    原発の使用済み燃料を再加工して利用する「高速増殖炉・もんじゅ」は実際に稼動していないので、

    プルトニウムが溜まり続けています。

    大変危険なことと国際法に違反する為何とか再利用として考えられたのが

    ウランと少しずつ混ぜて使ってしまおうとする「プルサ-マル発電」、いわゆる「MOX」です。

    ウラン用の原子炉に若干の手直しをしてプルトニウムを混ぜてしまおうとするのですから、危険です。

    日本ではすでに4基の原発でMOX燃料が使われています。

    玄海原発(九州電力)、伊方原発(四国電力)、高浜原発((関西原発)、福島第一原発(東京電力)です。

    その内福島は現在メルトダウンしています。

    使用前のウラン燃料より使用済みの方が放射能が増え、処理すると更に増えます。

    そしてMOXに加工すると更に増えます。

    MOXの使用済み燃料は更に増えます。

    要するにウランから始まって次々と段階を経るにしたがって、放射性物質の量はどんどん増え危険になるのです。

    その他、日本原子力研究開発機構に保存されている使用済みMOX燃料は保存されています。

    ●その一覧表です。

       保管施設

    場所

    会社

    保管量

    玄海原発(3号機)

    佐賀県

    九州電力

    10.7トン

    伊方原発(3号機)

    愛媛県

    四国電力

    10.7トン

    高浜原発(3号機)

    福井県

    関西電力

    5.3トン

    福島第一原発(3号機)

    福島県

    東京電力

    メルトダウン8.1トン

    高速増殖炉・もんじゅ

    福井県

    日本原子力研究開発機構

    6.1トン

    新型転換炉・ふげん

    福井県

    日本原子力研究開発機構

    63.9トン

    高速実験炉・常陽

    茨城県

    日本原子力研究開発機構

    7.1トン

    試験燃料施設

    茨城県

    日本原子力研究開発機構

    0.6トン

    東海再処理施設

    茨城県

    日本原子力研究開発機構

    23.1トン

    合計

    135.6トン

     

     

     

     

    つづきを読む

  • 日本の原子力発電所

    2020/06/25
    15:28

    福島の原発事故が起きる前に日本にはどの位の原子力発電所があったのでしょうか?

    この狭い日本になんと54基もの原発があります。

    福井県の敦賀原発1号機は1970年に稼動開始していますから、もう40年以上たっています。

    かなり老朽化が進んでいると思われます。

    一覧表です。

    地区名称号機形式発電力 万kw電力会社発電開始 
    北海道泊1号PWR57.9北海道電力1989.9 
      2号PWR57.9北海道電力1991.4 
    青森東通1号BWR110東北電力2005.12 
    宮城女川1号BWR52.4東北電力1984.6 
      2号BWR82.5東北電力1995.7 
      3号BWR82.5東北電力2002.1 
    福島福島第一1号BWR46東京電力1971.3 
      2号BWR78.4東京電力1974.7 
      3号BWR78.4東京電力2010.9MOX
      4号BWR78.4東京電力1978.1 
      5号BWR78.4東京電力1978.4 
      6号BWR110東京電力1979.1 
     福島第二1号BWR110東京電力1982.4 
      2号BWR110東京電力1984.2 
      3号BWR110東京電力1985.6 
      4号BWR110東京電力1987.8 
    茨城東海第二 BWR110日本原子力発電1978.11 
    新潟柏崎刈羽1号BWR110東京電力1985.9 
      2号BWR110東京電力1990.9 
      3号BWR110東京電力1993.8 
      4号BWR110東京電力1994.8 
      5号BWR110東京電力1990.4 
      6号ABWR135.6東京電力1996.11 
      7号ABWR135.6東京電力1997.7 
     静岡浜岡1号BWR54中部電力1976.3 
      2号BWR84中部電力1978.11 
      3号BWR110中部電力1987.8 
      4号BWR113.7中部電力1993.9 
      5号BWR138中部電力2005.1 
    石川志賀1号BWR54北陸電力1993.7 
    福井美浜1号PWR34関西電飾1970.11 
      2号PWR50関西電飾1972.7 
      3号PWR82.6関西電飾1976.12 
     

    高浜

    1号PWR82.6関西電飾1974.11 
      2号PWR82.6関西電飾1975.11 
      3号PWR87関西電飾2010.12MOX
      4号PWR87関西電飾1985.6 
     大飯1号PWR117.5関西電飾1979.3 
      2号PWR117.5関西電飾1979.12 
      3号PWR118関西電飾1991.12 
      4号PWR118関西電飾1993.2 
     敦賀1号BWR35.7日本原子力発電1970.3 
      2号PWR116日本原子力発電1987.2 
    島根島根1号BWR46中国電力1974.3 
      2号BWR82中国電力1989.2 
    愛媛伊方1号PWR56.6四国電力1977.9 
      2号PWR56.6四国電力1982.3 
      3号PWR89四国電力2010.3MOX
    佐賀玄海1号PWR55.9九州電力1975.1 
      2号PWR55.9九州電力1981.3 
      3号PWR118九州電力2009.11MOX
      4号PWR118九州電力1997.7 
    鹿児島川内1号PWR89九州電力1984.7 
      2号PWR89九州電力1985.11 

     *右側のMOXはプルサ-マル発電でウランとプルトニウムの混合燃料を使っています。

     既成の原発を若干直しして使っているので稼動開始は新しくなっています。

    *これ以外に研究炉として、22基があります。

     現在廃炉中が7基、成功はまだ1例です。

     廃棄物は2048年までにドラム缶53万本/200リットル、の予定

     日立王禅寺センタ-では1974年解体開始後、まだ494本が保管されています。

     

    「発電所以外の核施設」

    商業用に発電はしない核の研究用の原子炉や核分裂の実験装置なども沢山あります。

    医療用や材料試験にも関係しています。

    原子力開発機構の「常陽」は「もんじゅ」の前段階の研究炉で現在停止中ですが再開の予定です。

    原子力規制委員会の資料です

    保有者

    施設名

    場所

    運転開始

    現在の出力

    日本原子力研究

    開発機構

     

    軽水臨界実験装置「TCA」

    JRR 3

    JRR 4

    高速炉臨界実験装置「FCA」

    材料試験炉「JMTR」

    原子炉安全性研究炉「NSRR」

    高速実験炉「常陽」

    定常臨界実験装置「STACY」

    過度臨界実験装置「TRACY」

    高温工学試験研究炉

    茨城県

    茨城県

    茨城県

    茨城県

    茨城県

    茨城県

    茨城県

    茨城県

    茨城県

    茨城県

    1962年

    1962年

    1965年

    1967年

    1968年

    1975年

    1977年

    1995年

    1995年

    1998年

    200W

    2万Kw

    3500Kw

    2万Kw

    5万Kw

    300Kw

    14万Kw

    200W

    10Kw

    3万Kw

    東芝

    東芝臨界実験装置「NCA」

    川崎市

    1963年

    200W

    近畿大学

    近畿大炉

    大阪府

    1961年

    1W

    京都大学

    京都大炉「KUR」

    京都大学臨界実験装置

    大阪府

    大阪府

    1964年

    1974年

    5000Kw

    100W

    上記の施設の中で、高速炉臨界実験装置「FCA」には研究用核燃料のプルトニウムが約331kg保管されています。

    これは高濃度で「兵器級プルトニウム」です。

    単純計算では40~50発分の核兵器を作れるとされています。

    主としてアメリカや英国から提供された物です。

    色々と危険な為オバマ政権返還を求められています。

     

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