乾式再処理（パイロプロセシング）は、使用済燃料から利用可能な燃料物質を分離する電気化学プロセスです：
- 溶融塩を用いて高温で動作（液体薬品や高圧システムは不使用）
- ウラン、プルトニウム、マイナーアクチニドを含むすべてのアクチニドを一括して回収。純粋な単独流として分離することはありません。
- この「グループ回収」は本質的に核拡散抵抗性に優れている
- 高速スペクトル炉で使用可能な金属燃料を生産
- 長期的な放射能が大幅に低減された廃棄物形態を生成
技術の仕組み
アルゴンヌ国立研究所での60年以上の研究開発で実証済み。スケールアップ可能な段階にあります。
アルゴンヌ国立研究所での60年以上の研究開発で実証。スケールアップ可能な段階にあります。
プロセスの分かりやすい解説
01
切断・装填
使用済燃料集合体を切断し、約500℃の溶融塩が入った電解精錬装置に装填します。
02
電解精錬
電流により燃料を溶解し、ウランと超ウラン元素（TRU）を回収電極上に分離します。
03
処理・成形
回収された金属はカソードプロセッサーで処理され、下流の燃料製造用の金属インゴットに成形されます。
04
廃棄物分離
核分裂生成物（本来の「廃棄物」）は塩中に残ります。元の燃料質量のごく一部に過ぎず、約300年で自然バックグラウンド放射線レベルまで減衰します。
05
固化
残りの金属廃棄物は安定した耐浸出性の廃棄物形態に固化され、保管されます。
BLSK Energyのパイロット施設は、パイロプロセシングが機能するかを証明するためのものではありません — それは数十年前にアルゴンヌの燃料調整施設で既に実証されています。パイロット施設は、実証済みプロセスを商用規模に向けて最適化し、年間400〜2,000トン規模の商業運転に備えるものです。
パイロット施設が生み出すもの
使用済燃料を受け入れ
- 各PWR燃料集合体には約500kgのウランが含まれる
- 1基のPWR炉は年間40〜60体の集合体を取り出す（21.5トン）
- 米国の93基の原子炉では年間約2,000トンの使用済燃料が発生
- パイロット施設は年間100トンの重金属を処理 — 約200体のPWR燃料集合体に相当
パイロット施設の年間生産量
- 約1,500kg Pu/TRU — 高速炉向けHALEU相当金属燃料約7,500kgを生産（TRU 20%、U 80%）
- 約4,500kgの核分裂生成物 — ガラス固化体として処分、約300年でバックグラウンド放射線まで減衰
- 約94,000kg U-238 — 貯蔵、または先進炉燃料として利用可能
- 施設は年間約5,000 GWdのエネルギーに相当する物質を処理
技術的インパクト
- パイロット施設は米国の年間使用済燃料発生量の約5%をリサイクル
- 年間2,000トン規模の産業施設：米国の年間使用済燃料発生量の100%をリサイクル
- テラパワーの345 MWe Natrium炉を5年間稼働させるのに十分な物質を生産
- パイロット施設で処理される物質は、ニューヨーク市の1.5倍のエネルギー需要を満たす
出典：BLSK資料（2026年）スライド9、Chang 2026
HALEU相当金属燃料が高速炉で機能する理由
✓
同じ核分裂性の機能（Pu-239とU-235）
✓
296,000 tHMの原料が現存
✓
濃縮インフラ不要
✓
廃棄物を削減しながら燃料を生産
出典：INL燃料サイクル分析、BLSK資料（2026年）スライド13
これは研究室レベルの概念ではありません。EBR-IIは1964年から1969年にかけて燃料サイクルの完結を実証しました。燃料調整施設は1996年に改修され、以来 — 実際の照射済み燃料を処理しながら — 継続的に運転されています。
TRL-7数十年の研究と10億ドル以上の米国政府投資に基づき、技術成熟度レベルTRL-7と評価
出典：Chang 2026 スライド11〜14、ANL技術論文、「Plentiful Energy」（Till & Chang著）、BLSK資料（2026年）
現在、次世代原子力の四つの要件をすべて満たす唯一の技術
真の次世代原子力システムが満たすべき四つの要件があります。現在の商業炉 — そして提案されているすべての先進炉やSMR — で、四つ同時に満たせるものは一つもありません。パイロプロセシングを備えた高速炉だけが、それを実現できます。
要件1：固有の安全性
現在の原子炉の炉心崩壊事故（CDA）確率は、原子炉・年あたり約10⁻⁴です。世界で440基の原子炉が稼働している状況では、統計的に許容範囲です。しかし、将来5,000基の原子炉を運転する場合、隔年で重大事故が発生することを意味します。1986年、EBR-IIは金属燃料を使用した高速炉が、最も過酷な2つの事故シナリオにおいて、運転員の操作なし、安全系の作動なしに、安全に自己停止することを実証しました。
10⁻⁴
事故確率/原子炉・年
これは工学的安全システムではありません。物理法則そのものです。
要件2：廃棄物管理の解決策
パイロプロセシングはすべてのアクチニドを回収し、長期的な放射性毒性を1,000分の1に低減します。実効的に管理が必要な期間は約300,000年から約300年に短縮されます。300年後には、元のウラン鉱石よりも放射能が低くなります。
300,000年
現在の管理必要期間
300年
パイロプロセシング後
これにより、処分場の立地は不可能な政治問題から管理可能な工学問題へと変わります。
要件3：リサイクル経済性
ランドマークCRADA（共同研究開発協定）により、パイロプロセシングが従来の湿式再処理と比較して桁違いのリサイクル経済性改善を達成することを示す詳細概念設計が完成しました。詳細なコスト見積もりはNDA（秘密保持契約）に基づき開示可能です。
要件4：無尽蔵のエネルギー
現在の原子炉はウラン資源の0.6%しか利用していません。パイロプロセシングによる継続的な燃料リサイクルを可能にする高速炉は、ウランの実質的にすべてを利用でき、資源の利用可能期間を100倍以上に延長します。米国の保管中の95,000トン以上の使用済燃料だけで、数百年分の電力に相当します。600,000トンの劣化ウラン（濃縮テール）と合わせると、国内資源の総量は1,000年以上のエネルギー自立を意味します。
0.6%
現在の利用率
約100%
高速炉での利用率
1,000年以上
劣化ウラン含む
これは、実質的に無尽蔵のエネルギーです。
現在の商業炉 — そして提案されているすべての先進炉やSMR — で、四つ同時に満たせるものは一つもありません。パイロプロセシングを備えた高速炉だけが、それを実現できます。
出典：Chang 2026 スライド21〜26・32・35
廃棄物処分方法の比較
0.1%
放射性毒性
直接処分を100%とした場合のパイロプロセシング
10–20%
処分場の必要規模
従来手法の100%に対して
| 指標 | パイロプロセシング | 湿式再処理（PUREX） | 直接処分 |
|---|---|---|---|
| 指標: 燃料回収率¹. | パイロプロセシング: 95%以上. | 湿式再処理（PUREX）: 95%. | 直接処分: 0%. |
| 指標: 処分対象廃棄物¹. | パイロプロセシング: 約5%. | 湿式再処理（PUREX）: 約5%. | 直接処分: 100%. |
| 指標: 放射性毒性². | パイロプロセシング: 0.1%. | 湿式再処理（PUREX）: 98%. | 直接処分: 100%. |
| 指標: 物理的体積³. | パイロプロセシング: 同等. | 湿式再処理（PUREX）: 同等. | 直接処分: 同等. |
| 指標: 処分場規模⁴. | パイロプロセシング: 10–20%. | 湿式再処理（PUREX）: 100%. | 直接処分: 100%. |
- ¹ パイロプロセシングはPu・Uとともにマイナーアクチニド（Np、Am、Cm）も回収します。湿式再処理（PUREX）はPuとUを回収しますが、マイナーアクチニドは廃棄物に残留します。
- ² 放射性毒性を1,000分の1に低減できることが最大の差別化要因です。これにより、線源項解析に依存せず、処分場の規制要件を事前に満たせる見通しが立ちます。
- ³ 最終廃棄物パッケージの物理的体積はすべての方法で同等です。重要な指標は体積ではなく、廃棄体の定置間隔です。
- ⁴ 処分場の必要規模は、数百年にわたる遠方場の温度上昇によって決まります。パイロプロセシング廃棄物の発熱は主にCsとSr（半減期約30年）に由来し、比較的速やかに減衰します。直接処分および湿式再処理の廃棄物は、数世紀にわたり累積熱負荷が増大します。熱解析上、同じ処分場スペースでパイロプロセシング廃棄物を5〜10倍多く収容できます。
出典：BLSK Energy 社内計算
技術検証タイムライン
世界初の制御された核連鎖反応から現在のCRADAまで — すべてアルゴンヌ国立研究所を起源とする80年以上にわたる継続的な技術進歩。
1942
シカゴ・パイル1号
世界初の制御された核連鎖反応（アルゴンヌ/シカゴ大学）
1951
EBR-I
原子力による初の発電。1953年に増殖原理を実証
1964〜1969
EBR-II燃料サイクル
燃料サイクルの完結を実証
1986
EBR-II安全試験
画期的な固有受動安全性の実証 — 原子炉の自己停止
1996〜現在
燃料調整施設
工学規模での燃料処理が継続稼働中
2013〜2018
ランドマークCRADA
100トン/年および400トン/年パイロプロセシング施設の概念設計
2024〜現在
BLSK CRADA（A25591）
詳細設計、NRC許認可経路、60か月プログラム
出典：Chang 2026 スライド2〜5・10〜12・15、CRADA公開要約