バーンアップ

原子力技術において、燃焼度（燃料利用率とも呼ばれる）は、主要な核燃料源からどれだけのエネルギーが抽出されるかの尺度である。これは、核分裂を起こした燃料原子の割合として、%FIMA（初期金属原子あたりの核分裂回数）^[1]または%FIFA（初期核分裂性原子あたりの核分裂回数）^[2]で測定されるが、好ましくは、初期燃料の質量あたりに放出される実際のエネルギーをギガワット日/重金属メートルトン（GWd/tHM）または同様の単​​位 で測定される。

パーセンテージで表すと、初期の重金属原子の 5% が核分裂を起こした場合、燃焼度は 5%FIMA です。この 5% が、最初に燃料に含まれていた^{235 U の合計である場合、燃焼度は 100%FIFA です ( 235 U は核分裂性で、 238} Uなどの他の 95% の重金属は核分裂性ではないため)。原子炉の運転では、このパーセンテージを測定することは難しいため、別の定義が好まれます。これは、プラントの熱出力に運転時間を掛け、初期燃料装填量の質量で割ることで計算できます。たとえば、3000MW の火力発電所 (効率 33.333% で 1000MW の電力に相当。これは米国の LWR の典型) が 24トンの濃縮ウラン(tU) を使用し、1 年間フルパワーで稼働する場合、燃料の平均燃焼度は (3000MW·365 日)/24 メトリックトン = 45.63GWd/t、つまり 45,625MWd/tHM となります (HM は重金属の略で、トリウム、ウラン、プルトニウムなどのアクチニドを意味します)。

パーセントとエネルギー/質量の変換には、核分裂イベントごとに放出される熱エネルギーκの知識が必要です。典型的な値は193.7  MeV（ 1回の核分裂あたりの熱エネルギーは3.1 × 10 ⁻¹¹ Jです (原子核分裂を参照)。この値では、核分裂性物質だけでなく他の核分裂性核種の核分裂も含む 100%FIMA の最大燃焼度は、約 909 GWd/t に相当します。原子力技術者は、この値を使用して、10% 燃焼度を 100 GWd/t 未満と概算することがよくあります。

実際の燃料は、連鎖反応を起こすことができる（つまり核分裂性である）アクチニドであれば何でもよく、ウラン、プルトニウム、さらに特殊な超ウラン燃料などが含まれます。燃料に含まれるこの物質は、被覆管に使用される金属など、燃料に含まれる他の金属と区別するために、重金属と呼ばれることがよくあります。重金属は通常、金属または酸化物として存在しますが、炭化物や他の塩などの他の化合物の場合もあります。

第 2 世代原子炉は、通常、約 40 GWd/tU を達成するように設計されました。新しい燃料技術、特に核毒物の使用により、これらの原子炉は現在、最大 60 GWd/tU を達成できます。多数の核分裂が起こると、核分裂生成物の蓄積により連鎖反応が阻害されるため、原子炉を停止して燃料を補給する必要があります。

より先進的な軽水炉の設計では、90GWd/t以上の高濃縮燃料が実現すると期待されている。^[3]

高速炉は核分裂生成物による毒性の影響を受けにくく、本質的に1サイクルでより高い燃焼度に達することができる。1985年、アルゴンヌ国立研究所のEBR-II原子炉は金属燃料を19.9%の燃焼度、つまり200GWd/t弱まで燃焼させた。^[4]

深燃焼モジュラーヘリウム炉（DB-MHR）は、超ウラン元素の生産量が500GWd/tに達する可能性がある。^[5]

発電所では、次のような理由から燃料の燃焼度が高いことが望ましいです。

• 燃料補給のためのダウンタイムの短縮
• 一定量のエネルギーを生産しながら、必要な新しい核燃料要素と生成される使用済み核燃料要素の数を減らす
• 使用済み燃料からプルトニウムを核兵器に転用する可能性を減らす

また、個々の燃料要素内および燃料装填物内の要素間の燃焼が可能な限り均一であることが望ましい。オンライン燃料交換機能を備えた原子炉では、運転中に燃料要素の位置を変更することで、この目標を達成できる。この機能を備えていない原子炉では、炉心内の反応度のバランスをとるために制御棒を細かく配置したり、燃料装填物の一部のみを交換する停止中に残りの燃料の位置を変更したりすることが使用される場合がある。

一方、燃焼度を 50 または 60 GWd/tU 以上に上げると、重大なエンジニアリング上の課題^[6]が生じ、必ずしも経済的利益につながるわけではないという兆候があります。燃焼度の高い燃料では、反応性を維持するために、より高い初期濃縮度が必要です。分離作業単位 (SWU) の量は濃縮度の線形関数ではないため、より高い濃縮度を達成するにはコストがかかります。高燃焼度燃料には、特にそのような燃料の信頼性に関連する運用面もあります^[7]。高燃焼度燃料に関連する主な懸念事項は次のとおりです。

• 燃焼度が上昇すると、燃料被覆管に対する要求がさらに高まり、より長い期間にわたって原子炉環境に耐える必要があります。
• 反応器内での滞留時間が長くなると、より高い耐腐食性が求められます。
• 燃焼度が高くなると、燃料ピン内部の気体核分裂生成物の蓄積量が増加し、内部圧力が大幅に増加します。
• 燃焼度が高くなると放射線誘起成長が増加し、炉心形状（燃料集合体湾曲または燃料棒湾曲）に望ましくない変化が生じる可能性があります。燃料集合体湾曲により、制御棒と湾曲したガイドチューブ間の摩擦により、制御棒の落下時間が長くなる可能性があります。
• 高燃焼度燃料は再処理用の燃料の量が少なくなりますが、燃料の比放射能は高くなります。

現在、世界の多くの地域で使用されているワンススルー核燃料サイクルでは、使用済みの燃料要素は高レベル核廃棄物として丸ごと処分され、残りのウランとプルトニウムの含有量は失われます。燃焼度が高いほど、核分裂性の²³⁵ Uと²³⁸ Uから生成されたプルトニウムをより多く利用できるため、燃料サイクルのウラン要件が軽減されます。

ワンススルー核燃料サイクルでは、燃焼度が高いほど、埋めなければならない元素の数が減ります。しかし、深地層処分場を制限する要因の 1 つである短期的な熱放出は、主に中半減期の核分裂生成物、特に¹³⁷ Cs (半減期 30.08 年) と⁹⁰ Sr (半減期 28.9 年) から発生します。高燃焼度燃料ではこれらの割合が多くなるため、使用済み燃料から発生する熱は、生成されるエネルギー量が一定であればほぼ一定になります。

同様に、原子炉再処理を伴う燃料サイクルでは、生成される一定量のエネルギーに対する高レベル廃棄物の量は燃焼度と密接な関係がありません。高燃焼度の燃料は、再処理用の燃料の量は少なくなりますが、比放射能は高くなります。

現在の軽水炉から出る未処理の使用済み燃料は、5% の核分裂生成物と 95% のアクチニド（ほとんどがウラン）で構成されており、危険な放射毒性があり、30 万年間の特別な保管が必要です。長期放射毒性元素のほとんどは超ウラン元素であるため、燃料としてリサイクルできます。核分裂生成物の 70% は安定しているか、半減期が 1 年未満です。他の 6%（¹²⁹ Iと⁹⁹ Tc）は、半減期が極めて短い元素に変換できます（¹³⁰ I : 12.36 時間、¹⁰⁰ Tc : 15.46 秒）。半減期が非常に長い⁹³ Zrは、核分裂生成物の 5% を構成しますが、燃料リサイクル中にウランや超ウラン元素と合金にしたり、放射能が関係ないジルカロイ被覆材に使用したりできます。残りの20％の核分裂生成物、または未処理燃料の1％（最も長寿命の同位体は¹³⁷ Csと⁹⁰ Sr）は、300年間の特別保管のみを必要とする。^[8] したがって、特別保管を必要とする物質の質量は、未処理の使用済み燃料の質量の1％である。¹³⁷
Csまたは⁹⁰
この「特別保管」は、食品照射や放射性同位元素熱電発電機の燃料としての使用という形を取ることもできる。天然元素のストロンチウムとセシウムおよびその酸化物（酸化物または金属燃料中に見られる化学形態）は、水と反応して可溶性水酸化物を形成するため、使用済み燃料から比較的簡単に抽出し、必要に応じて次の段階で固体状に沈殿させて使用または廃棄することができる。この水抽出の前の段階で燃料からトリチウムが除去されていない場合、このプロセスで使用される水は汚染され、高価な同位体分離が必要になるか、水を生物圏に放出する前にトリチウムを安全なレベルまで崩壊させる必要がある。

燃焼度は、使用済み核燃料の同位体組成を決定する重要な要素の 1 つであり、その他の要素は、使用済み核燃料の初期組成と原子炉の中性子スペクトルです。核兵器用の兵器級プルトニウムを製造するには、燃料の燃焼度を非常に低く抑えることが不可欠です。これは、 ²⁴⁰ Puと²⁴² Puの割合を可能な限り少なくして、主に²³⁹ Puからなるプルトニウムを製造するためです。

プルトニウムおよびその他の超ウラン同位体は、原子炉の運転中に中性子吸収によってウランから生成される。使用済み燃料からプルトニウムを取り出して兵器に転用することは原理的には可能だが、実際にはそれには大きな障害がある。まず、核分裂生成物を除去する必要がある。次に、プルトニウムを他のアクチノイドから分離する必要がある。そして最後に、プルトニウムの核分裂性同位体を非核分裂性同位体から分離する必要があるが、これはウランの核分裂性同位体を非核分裂性同位体から分離するよりも困難であり、その理由は質量差が 3 原子単位ではなく 1 原子単位であるためでもある。すべてのプロセスは、強い放射性物質を操作する必要がある。核兵器を製造するより簡単な方法が多数あるため、使用済みの民間電力原子炉燃料から核兵器を製造した人はおらず、今後もそうする人はいないと思われる。さらに、運転中に生成されるプルトニウムのほとんどは核分裂している。統合高速炉で提案されているように、燃料をその場で再処理する限り、転用の機会はさらに制限される。したがって、民生用発電用原子炉の運転中にプルトニウムが生成されることは大きな問題ではない。

2003 年の MIT 大学院生の論文では、「100 GWd/tHM の燃焼レベルに関連する燃料サイクル コストは、50 GWd/tHM の燃焼レベルの場合よりも高くなります。さらに、このような高レベルの放射線に耐えられる燃料の開発には費用がかかります。現在の状況では、高燃焼の利点 (使用済み燃料とプルトニウムの排出率の低下、プルトニウム同位体の劣化) は報われていません。したがって、原子力発電所の運営者には高燃焼燃料に投資するインセンティブがありません。」と結論付けています。^[9]

原子力エネルギー大学プログラムが後援した研究では、長期的に見て高燃焼度の経済的・技術的実現可能性を調査した。^[10]

• 軽水炉における高燃焼度燃料の基本要件