[JAIF] 躍進するアジアの原子力

インド共和国
2010年1月27日現在

目次

Ⅲ.インド独自の核燃料サイクル

1.トリウム路線の選択

1)インドの原子力開発計画は、ウラン資源が乏しく品位も悪い国情を考えて、豊富なトリウム資源を使う｢トリウム・サイクル｣の開発が開発初期からの一貫した基本方針となっている。

OECD/NEAとIAEAでは、図表20のように、世界のトリウム資源を250万トン強とみている。
*インド・ウラン公社(UCIL)の発表では、インド国内のウラン資源を6万1千トン、トリウム資源を22万5千トンとしている(I-3)(Ⅲ-1)。また｢インドには、ウラン資源は世界の0.8%に過ぎない78,000トンであるが、トリウム資源は世界の32%を占める36万トンがある｣とするIGCARの研究者もいる(Ⅲ-2)。

図表20：世界のトリウム資源量（Ⅲ-3）　（単位：1,000t Th）
国名 確認資源
<US$80/ kgTh		 推定追加資源
<US$80/ kgTh		 発見資源量
<US$80/ kgTh		 予測資源量

オーストラリア

46

406

452

NA

ブラジル

172

130

302

330

カナダ

NA

44

44

128

エジプト

NA

100

100

280

グリーンランド

54

NA

54

32

インド

319

NA

319

NA

ノルウェー

NA

132

132

132

ロシア

75

NA

75

NA

南アフリカ

18

NA

18

130

トルコ

344

NA

344

400-500

米国

122

278

400

274

ベネズエラ

NA

300

300

NA

その他

23

10

33

81

合計

1,173

1,400

2,573

1,787-1,887

2)インドの｢トリウム・サイクル開発計画｣は、次の三段階の概念図で説明される。

  1. 天然UをPHWR(総発電容量1,000万kW規模)で燃焼。使用済燃料を再処理して、Puを得る。
  2. そのPuと減損Uを、Thとともに高速増殖炉(FBR。総発電容量3億kW規模)で燃焼。使用済燃料を再処理してPu-239とU-233を得る。
  3. U-233、Th-232をFBR(総容量5億kW規模)で燃焼。U-233を得て、再度FBRでリサイクルし、U-233を得る。これを持続的に繰り返す。
    ただし、当面する2032年までのシナリオでは軽水炉の増強を重点化する(I-3)(Ⅲ-4)。
図表21:インドの｢トリウム・サイクル開発計画｣概念図
*第一段階では、天然ウランの0.3%のみを使用するが、第二段階ではその使用率が75%以上となる。このFBR利用段階では、ウラン資源の追加がなくてもインドの原子力発電容量を3億kWeまで拡大させることができる。

これに、開発の中心機関、燃料、生成物等の情報を加えて整理すると、次の表になる。

図表22:インドの｢トリウム・サイクル｣開発計画(Ⅲｰ5)
段階 中心
炉型		 開発中核
機関		 親物質 新燃料 備考
第一段階：
重水炉		 重水炉(PHWR)
54万kWe		 インド原子力発電公社(NPCIL) 天然ウラン燃料
UO2		 Pu 単基容量は、22万kW→54万kW→70万kWへ増大中
実験炉FBTR
(1万3千kWe)		 インディラ・ガンジー
原子力
研究ｾﾝﾀｰ(IGCAR)		 Pu燃料 炭化物
燃料(PuC,UC)		 Puと
U-23		 ループ型液体金属FBR。1997年7月運開。発電も行う。2003年7月に外側炉心をMOX燃料にしてハイブリッド化。2008年試験用金属燃料を装荷
第二段階：
Pu燃料
高速増殖炉
2011年3月～
原型炉PFBR
(50万kWe)		 バラティヤ･ナビキヤ・ビジュト・ニガム社
(BHAVINI)		 (Pu,U)O2
*ブランケットはThO2		 タンク型。2010年9月臨界で､
2011年3月運開予定
PFBRの後継標準化FBRの仕様：
・単基容量：50万kWe
・2012年からツイン×2組建設1組はカルパッカム､他は未定｡2020年までに2組を完成
・MOX燃料炉心(金属燃料に交換可能)
研究炉KAMINI
(30kWt)		 IGCAR (Pu,U-233)O2 U-233と
Th
Th利用
サイクルThとU-33で核燃料サイクルを閉じる)		 Al被覆Al合金板状燃料を使用（Ⅱ-4）
第三段階：
改良型
重水炉(AHWR)
とそれ以降
AHW
(30万kWe)		 バーバ原子力研究
センター(BARC)		 （Th, U-233）O2＋(Th,Pu)O２ ・これ自身がFBR
・BARCでは「第三プラス世代炉」と位置付けている（Ⅲ-6）（図表23参照）
・重水減速・沸騰軽水冷却の受動的安全を強化した炉
・Thとともに低濃縮U（LEU）を用いたAHWR-LEUという新しいモデルも設計中（Ⅲ-7）
商業用FBR
(100万kWe)		 BHAVINI 金属燃料 ・金属燃料炉心：高増殖で、システム倍増時間を短縮できる。よって国内の急速な電力需要に対応 ・加速器分離駆動ｼｽﾃﾑ（ADS）でTh-232からU-233を生産し、さらなる有効利用を促進する（Ⅲ-8）
図表23:改良型重水炉(AHWR)とそこで使うトリウム燃料集合体の概要

2.核燃料サイクルの研究開発とそのための施設

1)核燃料サイクル施設

インドでは、固有のトリウム・サイクル路線の堅持と、核爆発実験による国際原子力社会での孤立のふたつの要因で、独力でさまざまな再処理や燃料製造の施設を建設してきた。

図表24:インドの核燃料サイクル施設(Ⅲ-9)(2006年4月22日現在)
番号 施設名 所在地 所有者/
運転者		 施設区分 施設
状況 		運転
開始日 		容量 備考
1 Baroda Baroda,
Hazira		 原子力省(DAE) 重水製造 運転中 1977年 17ﾄﾝ/年 商業規模。 水素－ｱﾝﾓﾆｱ交換法
2 Coral Kalpakkam,
Tamilnadu		 DAE/ｲﾝﾃﾞｨﾗ･ｶﾞﾝｼﾞｰ原子力研究ｾﾝﾀｰIGCAR) 使用済燃料(UとPuの混合)再処理 運転中 2003年 微量 ﾊﾟｲﾛｯﾄ規模。酸化Puと酸化Uを生産
3 Hazira Surat,Hazira DAE/DAE 重水製造 運転中 1991年 80ﾄﾝ/年 商業規模。 水素－ｱﾝﾓﾆｱ交換法
4 Kota Rawatbhata,
Rajasthan		 1985年 85ﾄﾝ/年 商業規模。 H2S-H2O交換法
5 KPM West Khasi
Hills
District,
Maghalaya		 －　/　－ ｳﾗﾝ鉱石処理 検討中 未定 未定 商業規模
6 Manuguru Manuguru.
Andhra
Pradesh		 DAE/DAE 重水製造 運転中 1991年 185ﾄﾝ/年 商業規模。H2S-H2O交換法
7 Mosaboni,
Rakha, Surda		 Singhbhum,
Jharkhand		 ｲﾝﾄﾞ･ｳﾗﾝ公社(UCIL)/UCIL ｳﾗﾝ鉱石処理 予備 1986年 50ﾄﾝ/年 商業規模。銅の副産物としてｲｴﾛｰ･ｹｰｷ生産
8 Nangal Nangal,
Punjab		 国営肥料公社(NFL)/NFL 重水製造 2002年に閉鎖 1962年 6.6ﾄﾝ/年 商業規模。 H2蒸留法
9 NFC-Hyderabad
(BWR)		 Hyderabad,
Andhra
Pradesh		 DAE/核燃料ｺﾝﾌﾟﾚｯｸｽ(NFC) BWR燃料加工(組立) 運転中 1974年 24ﾄﾝ/年 商業規模。UF6をUO2粉末にし、BWR燃料集合体まで加工
10 NFC-Hyderabad
(NZFP)		 Hyderabad,
Andhra
Pradesh		 DAE/NFC ｼﾞﾙｺﾆｳﾑ合金管製造 運転中 1987年 59ﾄﾝ/年 商業規模。ｼﾞﾙｶﾛｲ塊を管、板、棒に加工
11 NFC-Hyderabad
(NZSP)		 ｼﾞﾙｺﾆｳﾑ合金製造 不明 (文献初出は1987年) 250ﾄﾝ/年 商業規模。ZrO2をｼﾞﾙｺﾆｳﾑ・ｽﾎﾟﾝｼﾞにする
12 NFC-Hyderabad
(Pellet)		 Hyderabad,
Andhra
Pradesh		 DAE/NFC 燃料加工 (ｳﾗﾝ･ﾍﾟﾚｯﾄ･ﾋﾟﾝ) 運転中 1998年 355tHM/年 商業規模
13 NFC-Hyderabad
(PHWR)		 PHWR燃料加工(組立) 1974年 270tHM/年 商業規模。UO2粉末をﾍﾟﾚｯﾄとPHWR燃料ﾊﾞﾝﾄﾞﾙにする
14 NFC-Hyderabad
(PHWR)-2		 PHWR燃料加工(組立) 1997年 300tHM/年 商業規模。UO2ﾍﾟﾚｯﾄをPHWR燃料ﾊﾞﾝﾄﾞﾙにする
15 NFC-Hyderabad
(UOP)		 UO2への転換 1972年 450tHM/年 商業規模。ｲｴﾛｰ･ｹｰｷをUO2粉末にする
16 NFC-Hyderabad
(ZFP)		 Hyderabad,
Andhra
Pradesh		 DAE/NFC ｼﾞﾙｺﾆｳﾑ合金管製造 運転中 1973年 80ﾄﾝ/年 商業規模。ｼﾞﾙｶﾛｲを燃料管やｺﾝﾎﾟｰﾈﾝﾄにする
17 NFC-Hyderabad
(ZIR)		 ｼﾞﾙｺﾆｳﾑ合金製造 1980年 250ﾄﾝ/年 商業規模。ｽﾎﾟﾝｼﾞをｼﾞﾙｺﾆｳﾑ合金にする
18 NFC-Hyderabad
(ZSP)		 ｼﾞﾙｺﾆｳﾑ合金管製造 1971年 180ﾄﾝ/年 商業規模。酸化ｼﾞﾙｺﾆｳﾑをｼﾞﾙｺﾆｳﾑ･ｽﾎﾟﾝｼﾞにする
19 NFC,
Palayakayal		 ｼﾞﾙｺﾆｳﾑ合金製造 建設中 未定 300ﾄﾝ/年 商業規模。ｼﾞﾙｺﾝ･ｻﾝﾄﾞをｼﾞﾙｺﾆｳﾑ･ｽﾎﾟﾝｼﾞにする
20 Rajasuthan
NPP Site		 Rajasthan,
Rajasthan		 ｲﾝﾄﾞ原子力発電公社(NPCIL)　/NPCIL AFR使用済燃料乾式貯蔵 運転中 1994年 570tHM 商業規模。使用済PHWR燃料をﾄﾞﾗｲ･ｷｬｽｸに貯蔵する
21 Talcher Talcher,
Orissa		 DAE/DAE 重水製造 予備 1985年 62.5ﾄﾝ/年 商業規模。 Bithermal-Hｱﾝﾓﾆｱ交換法
22 Tarapur (AFR：使用済燃料のｻｲﾄ外貯蔵) Tarapur,
Maharashtra		 NPCIL/NPCIL AFR使用済燃料湿式貯蔵 運転中 1990年 275 tHM 商業規模。使用済PHWR燃料をﾌﾟｰﾙに貯蔵する
23 Tarapur
NPP Site		 AFR使用済燃料乾式貯蔵 1990年 20tHM 商業規模。使用済BWR燃料をﾄﾞﾗｲ･ｷｬｽｸに貯蔵する
24 Thal-Vaishet Thal,
Maharashtra		 DAE/DAE 重水製造 運転中 1987年 78ﾄﾝ/年 商業規模。 水素-ｱﾝﾓﾆｱ交換法
25 Trombay-FBTR Trombay,
Maharashtra		 DAE/ﾊﾞｰﾊﾞ原子力研究ｾﾝﾀｰ(BARC) FBR燃料加工(組立) 運転中 1985年 微量 ﾗﾎﾞﾗﾄﾘｰ規模。UO2、PuO2、黒鉛粉末からFBTR用炭化燃料を製造する
26 Trombay, Fuel Fabrication PHWR燃料 加工(組立) 1972年に閉鎖 1968年 135tHM/年 商業規模。UO2粉末をPHWR燃料集合体に加工する
27 Tuticorin Tuticorin,
Tamalnadu		 DAE/DAE 重水製造 運転中 1978年 49ﾄﾝ/年 商業規模。 水素-ｱﾝﾓﾆｱ交換法
28 UCIL-Jaduguda Jaduguda,
Singhbhum
(East)
District,
Jharkhand		 UCIL/UCIL ｳﾗﾝ鉱石処理 運転中 1968年 175ﾄﾝ/年 商業規模。ｳﾗﾝ鉱石をｲｴﾛｰｹｰｷにする
29 UCIL-Turamdih ｳﾗﾝ鉱石処理 建設中 2006年 190ﾄﾝ/年 商業規模。ｳﾗﾝ鉱石をｲｴﾛｰｹｰｷにする

*この表で見ると、インドの再処理施設は2番目のCoralの施設のみしか掲載されていない。しかしこれは、IAEAが2005年時点で各国に送ったアンケｰトに対し、各国からボランタリｰ・ベｰスで寄せられた回答に基づくデｰタに過ぎない。
一方、インド原子力界の幹部は、2008年11月の日本原子力産業協会の代表団との懇談の席で、｢インドの再処理施設は200トン/年×2基｣(NPCILのジェイン総裁)、｢重水製造施設は6つ｣(カコドカｰル原子力委員長)と発言している(I-3)。
インドの核燃料サイクル関連施設の情報は、再処理工程、抽出したプルトニウムや減損ウランの混合工程、ペレットや燃料ピンさらに燃料集合体に加工・組立の工程の区分が資料によって異なるためわかりにくいものとなっている(とくに施設完成日や運転開始日の情報がまちまちである)。

このためいくつかの資料を参考に、次のように再処理施設のデｰタをまとめ直した。

図表25:インドの再処理プラント(Ⅲ-10)
プラント名称/
所在地		 所有機関/
運転機関		 運転開始時期 処理量
(㌧/年)		 備考
プルトニウム再処理 プラント＊, トロンベイ
DAE/バーバ原子力研究センター (BARC) 1964年 50㌧/年 ・1961年4月建設開始。PUREX法。当初は30㌧/年
・1964年に、ホミ・バーバ博士の指揮下で研究炉CIRUSの使用済燃料（ウラン金属とアルミニウム被覆管で構成）を再処理。
・この開発経験をタラプールのPREFREに反映
・腐食が進み1974年に一旦閉鎖したが、1983年に再度CIRUSと研究炉DHRUVAの使用済金属燃料の再処理のため再起動、容量も50㌧/年になった。
・Puは軍事目的に利用と見られる。この施設はIAEAの保障措置対象にはなっていない。
発電炉燃料再処理 プラント(PREFRE), タラプール 原発(TAPS)内に設置
インド原子力発電公社(NPCIL) /DAE
1974年 100～150ﾄﾝ/年** ・インドで初の原子力発電プラントの燃料（ジルカロイ被覆管＋酸化U）再処理プラント。PUREX法
・1969年に、米国GE社の支援で着工。
・1982年12月、高速増殖実験炉（FBTR）の使用済燃料を再処理し、TAPSのMOX燃料製造施設にPuを供給中。
・高燃焼度のセラミック燃料の再処理も研究開発中。
・このプラントは国際保障措置に適するように設計。CIRUS 、ラジャスタン原発（RAPS）、マドラス原発(MAPS)のPHWR燃料を再処理。
－CIRUSとRAPSの分はIAEAの保障措置下で実施。
－1986年、（保障措置対象外の）MAPSの2プラントからの使用済燃料を再処理。
カルパッカム 原子力再処理プラント (KAPP), カルパッカム DAE/IGCAR 1996年末 100～125ﾄﾝ/年 ・PUREX法。MAPSの2基のPu-U使用済燃料を再処理。
・またFBTRの使用済Pu-U炭化燃料をラボラトリー規模で再処理。
・1990年代後半からIGCARにある高速増殖原型炉（PFBR）用燃料にPuを供給。
鉛ミニセル (LMC) DAE/IGCAR 2001～ 2002年
・FBTRからの使用済Pu-U炭化燃料をラボラトリー規模で再処理。FRFRP完成後は、FRFRPにその地位を譲った。
高速炉燃料再処理 プラント(FRFRP), カルパッカム DAE/IGCAR 建設中だが不明 不明 ・カルパッカムのFBTRからの使用済Pu-U炭化燃料を再処理。
・FRFRPとKAPPはPu生産施設としては、TAPSのPREFREをしのぐ規模になった(Ⅲ-11)。生産Puは軍事目的に利用と思われる。

*:インドではこの施設は純国産としているが、米国企業Vitro Internationalから設計情報を入手、また資機材も外国製を使用といわれる。
**:1991年に容量を150トン/年に増強したが、使用済燃料移動手段(鉄道)の問題から、容量以下で運転している。

<注記>

(I-3) 出典:2009年2月(社)日本原子力産業協会刊｢インドの原子力事情:INSAC-2008(第19回インド原子力学会年会)参加原産協会訪印団報告書｣
(Ⅲ-1) 出典:UCILの発表｢Uranium Mining & Milling Industry in India｣(2009年)
(Ⅲ-2) 出典:東京工業大学客員教授(IGCAR炉物理部上級科学官)P.T.Krishna Kumar氏講演｢Indian Nuclear Power Programme: A Profile｣(Aug.8, 2008)
(Ⅲ-3) 出典:｢Uranium 2007｣(OECD/NEAならびにIAEAの共同発行)
(Ⅲ-4) 出典:2009年4月23日の第42回原産年次大会でのNPCILのS.バルドワジ理事発表｢成長を続けるインド経済におけるエネルギｰ政策と原子力発電｣
(Ⅲ-5) 2008年11月24日～26日の｢第19回インド原子力学会年会(INSAC-2008)｣でのIGCARのBaldev Rajの発表等からまとめ直した。

  • 親物質と新燃料の表示については、主に｢Indian Nuclear Power Programme: A Profile｣by P.T.Krishna Kumar(Aug.8, 2008)によった。
  • また｢トリウム燃料サイクルの研究開発と動向｣(日本原子力学会誌Vol.47 No.12(2005年)東京大学名誉教授山脇道夫ら)も参考にさせていただいた。
  • 三上喜貴氏の2001年長岡技術科学大学研究報告第23号｢技術大国インドの研究｣によると、カクラパｰル原発(PHWR)ではすでにトリウム燃料が試験的に使われたとの示唆もある。

(Ⅲ-6) 出典:｢AHWRが第三プラス世代炉｣という表現は、｢INSAC-2008｣でのBARCのDr. P.K.Vijayanの発表｢Thermal Hydraulic Challenges of Advanced Reactor Designs｣に示されている。
(Ⅲ-7) 出典:2009年9月16日の第53回IAEA通常総会でのインド原子力委員会のKakodkar委員長のステｰトメント。同委員長は、｢低濃縮ウラン使用改良型重水炉(AHWR-LEU)｣と命名されたこの炉は、ウラン消費量が既存の熱中性子炉に比べて顕著に少ないこと、中小型化にも適すること、使用済燃料を再処理する前提の炉だが、ワンス・スルｰ方式でも高い経済性がある｣と説明。将来の海外顧客用に同炉のパンフレットを配布した。
(Ⅲ-8) 出典:原子力委員会国際問題懇談会(第1回)参考資料第2号｢インドの原子力開発基礎資料｣
(Ⅲ-9) 出典:IAEAのNuclear Fuel Cycle Information System (NFCIS)
(Ⅲ-10) 参考:NTIのCommunity Overviews: India: Nuclear Facilities(2003年9月時点のデｰタ)
*NTIはCNN創設者Ted Turner や前米国上院議員Sam Nunnが代表者となっている｢より安全な世界｣をめざす活動組織。
また、Ⅱ-5やⅡ-6の佐藤浩司氏資料や、IAEA-TECDOC-1103｢Status and Trends in Spent Fuel Reprocessing｣(August 1999)｣を参考にした。
(Ⅲ-11) 出典:DAE年報(2001～2002年)

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