令和7年度第三種電気主任技術者上期試験　電力科目 問40 解説 問4 問4

天然ウランに含まれるウラン235の割合を軽水炉に適した3～5%まで濃縮し、使用済燃料から再処理によってプルトニウム等を回収してMOX燃料として再利用し、消費以上の核燃料を生成する高速増殖炉を用いるプロセスにより、(1)の組合せが導かれます。

原子燃料サイクルの基本プロセス

原子燃料サイクルとは、採掘されたウランを発電に利用し、使用済燃料から資源を回収して再び燃料として利用する一連の工程を指します。

軽水炉は、天然ウランに含まれる0.7%のウラン235濃度では核分裂の連鎖反応を維持することが困難であるため、遠心分離法などを用いて3～5%程度まで濃度を高めた低濃縮ウランを燃料として使用します。

発電後の使用済燃料には、核分裂しなかったウランや、新たに生成されたプルトニウムが含まれています。これらを化学的な工程を経て取り出し、再び資源として活用する工程を再処理と呼びます。この再処理で得られたプルトニウムとウランを混合して作られる燃料がMOX燃料（Mixed Oxide燃料）であり、これを既存の軽水炉で燃焼させる方式がプルサーマルです。

また、原子炉の性能を示す指標の一つに転換比があります。転換比とは、消費される核分裂物質の量に対する、新たに生成される核分裂物質の量の比率です。通常の軽水炉の転換比は1を下回りますが、高速中性子を利用する高速増殖炉では、ウラン238をプルトニウム239へ効率よく変換することで、消費する以上の核分裂物質を生成することが可能です。

空白箇所の特定

文章中の各条件を以下の通りに照らし合わせます。

1. 軽水炉で利用するための濃縮度（ア）については、一般的な軽水炉の仕様から3～5%を選択します。
2. 使用済燃料からウランやプルトニウムを分離抽出する工程（イ）は、再処理と定義されます。再加工という用語は、燃料の成形加工などの工程を指すため不適切です。
3. ウランとプルトニウムの混合燃料（ウ）は、その名称からMOX燃料を指します。イエローケーキは、ウラン精錬工程で得られる中間製品（ウラン濃縮前の粉末）を指すため除外されます。
4. 消費される以上の核分裂物質を得る原子炉（エ）については、その名の通り増殖性能を持つ高速増殖炉が適合します。

これらの条件を整理すると、選択肢（1）の要素がすべて合致していることが分かります。

天然ウランの濃度から始まり、再処理による燃料の循環と、高速増殖炉の増殖性能という各プロセスの役割を順番に辿ると、サイクル全体が示す流れが見えてきます。

参考リンク

• 原子力発電の仕組みと燃料サイクル（電気事業連合会）
• プルサーマル計画とMOX燃料の仕組みを分かりやすく解説（Youtubeチャンネル「理系のための科学技術解説」）
• 核燃料サイクルのアカデミックな定義と各工程の概要（原子力資料情報室）