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混合酸化物燃料（MOX燃料）は、複数の核分裂性物質の酸化物を含む核燃料であり、通常はプルトニウムと天然ウラン、再処理ウラン、または劣化ウランを混合したものである。MOX燃料は、原子力発電の主流である軽水炉で使用される低濃縮ウラン燃料の代替となる。
例えば、7%のプルトニウムと93%の天然ウランの混合物は、低濃縮ウラン燃料（ウラン235が3～5%）と全く同じではないものの、同様の反応を示します。MOXは通常、UO₂とPuO₂の2つの相、および/または(U,Pu)O₂の単相固溶体から構成されます。PuO₂の含有量は、原子炉の種類によって1.5重量%から25～30重量%まで変化する可能性があります。
MOX燃料の魅力の一つは、余剰兵器級プルトニウムを利用する方法であり、核兵器への使用のために盗難されるリスクから保護する必要のある余剰プルトニウムの貯蔵に代わる方法であるという点である。[ 1 ] [ 2 ]一方、一部の研究では、MOX燃料の世界的な商業利用の正常化とそれに伴う核燃料再処理の拡大は、民生用核燃料サイクルにおける使用済み燃料からのプルトニウムの分離を促進することで、核拡散のリスクを低減するどころか増加させると警告している。[ 3 ] [ 4 ] [ 5 ]
ウランをベースとした原子炉炉心では、ウラン235などのウラン同位体の核分裂と、主にウラン238による中性子捕獲によるより重い新同位体の生成の両方が起こります。原子炉内の燃料の大部分はウラン238です。中性子捕獲と2回の連続ベータ崩壊により、ウラン238はプルトニウム239になり、連続中性子捕獲により、プルトニウム240、プルトニウム241、プルトニウム242、そして（さらにベータ崩壊した後）他の超ウラン核種またはアクチニド核種になります。プルトニウム239とプルトニウム241は、ウラン235と同様に核分裂性です。ウラン235からは、同様の方法で少量のウラン236、ネプツニウム237、プルトニウム238が生成される。
通常、低濃縮ウラン燃料は5年ごとに交換されるため、プルトニウム239の大部分は原子炉内で「燃焼」されます。プルトニウム239はウラン235と同様の挙動を示しますが、核分裂断面積がわずかに大きく、核分裂によって放出されるエネルギー量も同程度です。一般的に、原子炉から排出される使用済み燃料の約1%がプルトニウムであり、そのうち約3分の2がプルトニウム239です。世界全体では、毎年約100トンの使用済み燃料中のプルトニウムが発生しています。
プルトニウムを再処理して使用可能な燃料にすると、元のウランから得られるエネルギーは約 12% 増加し、ウラン 235 も再濃縮によってリサイクルされると、約 20% になります。[ 6 ]プルトニウムは MOX 燃料として一度だけ再処理され使用されます。マイナーアクチニドとプルトニウム同位体の割合が高い使用済み MOX 燃料は廃棄物として保管されます。
既存の原子炉は、 MOX燃料を導入する前に再認可を受ける必要があります。なぜなら、MOX燃料を使用すると原子炉の運転特性が変わるため、プラントをMOX燃料に対応できるように設計または若干の改修する必要があるからです。たとえば、制御棒を増やす必要があります。燃料負荷の3分の1から半分だけがMOX燃料に切り替わる場合が多いですが、50%を超えるMOX燃料負荷の場合は大幅な変更が必要となり、原子炉をそれに応じて設計する必要があります。アリゾナ州フェニックス近郊の米国パロベルデ原子力発電所に導入されたシステム80原子炉設計は、100% MOX炉心適合性で設計されていますが、これまで常に低濃縮ウラン燃料で運転されてきました。理論的には、パロベルデの3基の原子炉は、毎年7基の従来型燃料原子炉から発生するMOX燃料を使用することができ、新しいウラン燃料は不要になります。[ 7 ]
高速中性子炉BN-600およびBN-800は、100% MOX燃料装荷用に設計されている。2022年には、BN-800に初めてMOX燃料が完全装荷された。[ 8 ]
カナダ原子力公社（AECL）によると、 CANDU原子炉は物理的な変更なしに100% MOX炉心を使用する可能性がある。[ 9 ] [ 10 ] AECLは、米国科学アカデミーのプルトニウム処分委員会に対し、0.5～3%のプルトニウムを含むMOX燃料の使用試験において豊富な経験があると報告した。
熱中性子炉の使用済みMOX燃料中の未燃焼プルトニウムの含有量は、初期プルトニウム負荷量の50%以上と相当量に及ぶ。しかし、MOXの燃焼中、核分裂性（奇数）同位体と非核分裂性（偶数）同位体の比率は、燃焼度に応じて約65%から20%に低下する。このため、核分裂性同位体の回収は困難であり、回収される大量のプルトニウムは、第2世代MOX中のプルトニウムの割合が非常に高くなるため、実用的ではない。つまり、このような使用済み燃料は、プルトニウムの再利用（燃焼）のために再処理することが困難である。二相使用済みMOXの通常の再処理は、硝酸に対するPuO2の溶解度が低いため困難である。 [ 11 ]
商業用核燃料の再処理によるMOX燃料の製造はフランスで行われており、ロシア、インド、日本でも小規模ながら行われている。英国ではTHORPが1994年から2018年まで稼働していた。中国は高速増殖炉と再処理施設の開発を計画している。米国では核不拡散の観点から、使用済み商業用原子炉核燃料の再処理は許可されていない。ドイツはヴァッカースドルフに再処理施設を建設する計画があったが、実現しなかったため、2005年にドイツの使用済み燃料の再処理輸送を法的に禁止するまで、フランスの核燃料再処理能力に頼っていた。[ 13 ]
米国はサウスカロライナ州のサバンナリバーサイトにMOX燃料工場を建設していた。テネシー渓谷開発公社（TVA）とデューク・エナジーは兵器級プルトニウムの転換によって得られるMOX原子炉燃料の使用に関心を示したが、[ 14 ]最も有力な顧客であるTVAは2011年4月、福島第一原子力発電所の事故でMOX燃料がどのように機能するかを見極めるまで決定を延期すると述べた。[ 15 ] 2018年5月、エネルギー省は、既に76億ドルが費やされているのに加えて、工場の完成にはさらに480億ドルが必要になると報告した。建設は中止された。[ 16 ]
高燃焼ウラン酸化物燃料を使用する最新の熱原子炉のほとんどは、炉心寿命の終わりに出力のかなりの割合を、炉心寿命の初期にウラン238の中性子捕獲によって生成されたプルトニウムの核分裂から生成するため、製造時に燃料にいくらかのプルトニウム酸化物を加えることは、原理的にそれほど過激なステップではない。ヨーロッパ（ベルギー、オランダ、スイス、ドイツ、フランス）の約30基の熱原子炉がMOX [ 17 ]を使用しており、さらに20基が使用許可を受けている。ほとんどの原子炉は炉心の約3分の1をMOXで使用しているが、最大50%のMOX集合体を受け入れるものもある。フランスでは、EDFは900 MWeシリーズのすべての原子炉を少なくとも3分の1のMOXで運転することを目指している。日本は2010年までに原子炉の3分の1をMOXで使用させることを目指しており、MOXを燃料に完全に装荷した新しい原子炉の建設を承認した。 2011年時点で、使用された全核燃料のうち、MOXは約2％を占めている。[ 6 ]
MOX燃料の使用に関するライセンスと安全性の問題には以下が含まれます。[ 17 ]
MOX燃料に最初に装填されたプルトニウムの約30%は、熱中性子炉での使用によって消費されます。理論的には、炉心燃料装填量の3分の1がMOX燃料で3分の2がウラン燃料であれば、使用済み燃料中のプルトニウムの質量は正味変化がなく、サイクルを繰り返すことができますが、使用済みMOX燃料の再処理には多くの困難があります。2010年現在、プルトニウムは熱中性子炉で一度だけリサイクルされ、使用済みMOX燃料は他の使用済み燃料から分離され、廃棄物として保管されます。[ 17 ]
プルトニウム同位体はすべて核分裂性または増殖性ですが、プルトニウム242は核分裂性キュリウム245になる前に3個の中性子を吸収する必要があります。熱中性子炉では、同位体劣化によりプルトニウムのリサイクル可能性が制限されます。現在の軽水炉からの使用済み核燃料の約1%はプルトニウムであり、燃料が原子炉から最初に取り出されたときの同位体組成は、約52% 239 94 Pu、24% 240 94 Pu、15 % 241 94 Pu、6% 242 94 Pu、2% 238 94 Puです。 [ 17 ]
高エネルギー中性子または高速中性子の核分裂対捕獲比は、 238 92 Uを含むほぼすべてのアクチニド元素において核分裂を有利にする方向に変化するため、高速炉はこれらすべてを燃料として使用できる。すべてのアクチニド元素は、減速されていない中性子または高速中性子によって中性子誘起核分裂を起こすことができる。したがって、高速炉は、プルトニウムおよびより高次のアクチニド元素を燃料として使用する場合、熱中性子炉よりも効率的である。
これらの高速炉は、熱中性子炉よりも他のアクチニドの核変換に適しています。熱中性子炉は低速または減速中性子を使用するため、熱中性子では核分裂しないアクチニドは、核分裂する代わりに中性子を吸収する傾向があります。これにより、より重いアクチニドが蓄積され、連鎖反応を継続するために利用できる熱中性子の数が減少します。外部中性子源を備えた未臨界炉は、高速中性子スペクトルで運転することも（高速炉で一般的に使用されるような高濃縮燃料は不要）、熱中性子を使用して核分裂性物質を増殖させ、中性子源からのフラックスを増加させることで中性子の損失を補償することもできます。
最初のステップは、 PUREXプロセスを用いて、残りのウラン（使用済み燃料の約96％）と核分裂生成物およびその他の廃棄物（合わせて約3％）からプルトニウムを分離することです。
MOX燃料は、酸化ウラン（UO₂）と酸化プルトニウム（PuO₂）を粉砕してから混合酸化物をペレット状に成形することで製造できますが、このプロセスには大量の放射性粉塵が発生するという欠点があります。
硝酸中の硝酸ウラニルと硝酸プルトニウムの混合物を、アンモニアなどの塩基で処理することにより、二ウラン酸アンモニウムと水酸化プルトニウムの混合物を生成する。これを5%水素と95%アルゴンの混合ガス中で加熱すると、二酸化ウランと二酸化プルトニウムの混合物が生成する。得られた粉末を塩基を用いてプレスし、ペレット状に成形する。このペレットを焼結することで、酸化ウランと酸化プルトニウムの混合物が得られる。
再処理された燃料から得られるプルトニウムは、通常、短寿命プルトニウム同位体の崩壊によって生じる不純物による問題を避けるため、製造後5年以内にMOX燃料に加工されます。特に、プルトニウム241は半減期14年でアメリシウム241に崩壊します。アメリシウム241はガンマ線放出核種であるため、その存在は潜在的な職業上の健康被害となります。しかし、化学分離プロセスによってプルトニウムからアメリシウムを除去することは可能です。最悪の条件下でも、アメリシウム/プルトニウム混合物の放射能は使用済み燃料溶解液よりも低いため、 PUREX法やその他の水系再処理法によってプルトニウムを回収することは比較的容易であると考えられます。
アメリシウムとキュリウムの両方を、高速炉または「アクチニド燃焼モード」で運転される未臨界炉に装荷する前に、U/Pu MOX燃料に添加することは可能である。これは核変換の一手段である。キュリウムは中性子放出体であるため、キュリウムの取り扱いはアメリシウムよりもはるかに困難であり、作業員を保護するためにMOX製造ラインは鉛と水の両方で遮蔽する必要がある。
また、キュリウムへの中性子照射は、カリホルニウムなどの高次アクチニドを生成し、使用済み核燃料に関連する中性子線量を増加させます。これは、強力な中性子放出核種によって燃料サイクルを汚染する可能性があります。そのため、キュリウムはほとんどのMOX燃料から除外される可能性が高いです。加速器駆動システムのような未臨界原子炉は、取り扱いと輸送に関する問題が解決されれば、このような燃料を「燃焼」させることができます。しかし、意図しない臨界による出力の急激な上昇を避けるためには、中性子放出核種の蓄積や消費、および中性子毒の影響を含め、あらゆる時点での中性子特性を正確に把握する必要があります。
トリウムとプルトニウム酸化物を含むMOX燃料も試験されている。[ 18 ]ノルウェーの研究によると、「トリウム-プルトニウム燃料の冷却材ボイド反応度は、プルトニウム含有量が21%までは負の値であるのに対し、MOX燃料では16%で遷移する」[ 19 ] 。著者らは、「トリウム-プルトニウム燃料は、制御棒とホウ素の価値、CVR、プルトニウム消費に関して、MOX燃料よりもいくつかの利点があるようだ」と結論付けた。[ 19 ]