エントリー

日本原子力研究開発機構は、原子力に関する我が国唯一の総合的研究開発機関として、原子力に係る研究開発を通して、人類社会の福祉と国民生活の水準向上に資することを目的とした、国立研究開発法人です。
その中で核燃料サイクル工学研究所は、昭和32年6月に原子燃料公社東海精錬所として発足して以来、幾度かの組織改編を経つつも、一貫して核燃料サイクルに関する技術開発を進めている当機構においても最大規模の研究開発拠点の一つです。 その主要な開発成果は、民間原子力事業者に順次技術移転し、実用化されつつあります。 更に、これらの技術開発を通して培ってきた技術的基盤を最大限に活用し、喫緊の課題である東京電力福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発も進めています。また、東海再処理施設については、高レベル放射性廃液の固化・安定化処理を計画的に進めるとともに、施設の廃止措置を通して再処理施設等の廃止措置に係る技術体系の確立を目指しております。
このように、核燃料サイクル工学研究所では、技術開発の進捗状況や社会的ニーズを踏まえた研究開発を、成果の最大化を図りつつ展開しており、主に下記の研究開発等を進めてまいります。
○MOX燃料製造や再処理に係る核燃料サイクル技術の研究開発○放射性廃棄物の減容化・有害度低減、高レベル放射性廃棄物の処理処分技術開発、核燃料サイクル施設の廃止措置等で発生する放射性廃棄物の処理・処分及び施設の廃止措置に係る技術開発等○東京電力福島第一原子力発電所事故への対処に関わる研究開発
これら研究開発を進めていくにあたって、安全確保を業務運営の最優先事項とするとともに、社会の皆様方からの信頼を得つつその業務を進めてまいります。
核燃料サイクル工学研究所長

核燃料サイクルを実現するために私たちが便利で豊かな暮らしをしていくためには、多くのエネルギーが必要です。
一方で、二酸化炭素などの温室効果ガスの排出がもたらす気候変動の影響が、人類の生存をおびやかしています。
資源が乏しくエネルギー自給率が10％程度である日本が、将来にわたりエネルギーを安定に確保していくためには、二酸化炭素などの排出削減に貢献し、エネルギー源をリサイクル出来る原子力エネルギーの利用は有効な手段のひとつです。
核燃料サイクル工学研究所は、原子力エネルギーを有効利用するための核燃料サイクルの実現に向けたさまざまな研究開発に取り組んでいます。

日本の電源構成と将来の見通し

各種電源別のライフサイクルCO2排出量2020年度の日本のエネルギー自給率は11.3％です。

●再生可能エネルギー 20％ ※1,000●石油 7％●石炭 31％2021年度●石油●水素・アンモニア 2％●天然ガス
1％●石炭34％●再生可能エネルギー19％
３６〜３８％ ※2030年度738700599

600
500864400※原子力については、現在計画中の使用済燃料国内再処
理・プルサーマル利用（1回リサイクルを前提）
・高レベ
ル放射性廃棄物処分・発電所廃炉等を含めて算出したとPWR（20g-CO2/kWh）のBWR（19g-CO2/kWh）
結果を設備容量に基づき平均
474695

発電燃料燃焼設備・運用

476

300

376

200

（ BWR:19PWR:20 ）

100

123

98

38

26

1911

中小水力

13

地熱

原子力

風力︵陸上一基設置︶

43

太陽光︵住宅用︶

発電
種類

79

LNG火力

0︵コンバインド︶

核燃料サイクル図

800

LNG火力

出典：経済産業省資源エネルギー庁『日本のエネルギー（2023年2月発行）』※発電燃料の燃焼に加え、原料の採掘から発電設備等の建設・燃料輸送・精製・運用・保守等のために消費される全てのエネルギーを対象としてCO2排出量を算出

900

石油火力

※再生可能エネルギー：風力、水力、太陽光、地熱、バイオマスなど
一度利用しても比較的短時間に再生が可能であり、資源が枯渇しないエネルギーのこと

943

石炭火力

●原子力20〜22％

●天然ガス
20％

1kWhあたりのライフサイクルCO 2排出量

●原子力7％［g-CO2/kWh（送電端）］

出典：原子力・エネルギー図面集（2017年9月1日更新）

沿革

平成26年 9月：再処理施設の一部施設について廃止措置へ移行（機構改革報告書）
平成24年 4月：福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた福島技術開発開始

原子力機構
サイクル研

サイクル機構
東海事業所

動燃事業団
東海事業所

昭和41年

原子燃料公社
東海製錬所

1月：プルトニウム燃料第一開発室運転開始

再処理技術開発と廃止措置
東海再処理施設
東海再処理施設は、ウラン資源の有効活用のため、使用済燃料からウランやプルトニウムを分離、回収する再処理技術の開発に取り組み、累積約1,140トン（うち、混合酸化物燃料29トン）に及ぶ再処理運転を行うとともに、高レベル放射性廃液のガラス固化、ウラン・プルトニウム混合転換等の独自技術の開発を通し、国内における再処理技術の確立に貢献してきました。本施設は、
平成29年6月に原子力規制委員会に廃止措置計画の認可申請を行い、平成30年6月に認可を受け、現在は廃止措置段階へと移行しております。

ウラン試験開始

昭和52年 7 月

使用済燃料を初搬入

昭和52年 9 月

使用済燃料を用いた試験を開始

昭和52年11月

プルトニウムを初抽出

昭和56年 1 月

本格運転開始平成 2 年11月

累積処理量500トン達成

平成14年 6 月

累積処理量1,000トン達成

平成18年 3 月

電気事業者との役務再処理完遂

平成19年 5 月

耐震性向上工事を優先し再処理運転停止（累積処理量1,140トン）

平成26年 9 月

機構改革報告書にて廃止措置へ移行する方針を表明

平成28年11月

東海再処理施設の廃止に向けた計画等を報告

平成29年 6 月

廃止措置計画を申請

平成30年 6 月

廃止措置計画の認可

mm

70

高レベル放射性廃液を、安定で取り扱いが容易なガラス固化体とします。溶融ガラスに直接通電することで加熱する仕組みです。
ガラス溶融炉▶

昭和50年 9 月

高レベル放射性廃液のガラス固化技術

mφ

建設着工

70m

昭和46年 6 月

▲ガラスカートリッジ（廃液供給式
直接通電型セラミックメルタ）▲溶融炉内の状態▲ガラス固化体▲ガラス流下（模型）

ウラン・プルトニウム混合転換技術
ウランとプルトニウムの混合溶液を電子レンジと同様の技 術で加熱し、粉末にします。
核不拡散に優れた技術です。
▼ウラン・プルトニウム混合酸化物（マイクロ波加熱脱硝法）

東海再処理施設の廃止措置
本施設は、様々な機能を持った約30の施設を擁し、組 成の異なる放 射性物質が広く分布するという特徴をもつため、原子力発電所の廃止措置とは異なる進め方をします。
まず 最 優 先事 項として、新規制基 準を踏まえた安 全 性向上 対 策（地 震や津波、事故対処、竜巻、火災等）に加えて、現在保有する高レベル放射性廃液のガラス固化処理などのリスク低減を進めます。
以降も廃止措置の段階に応じ、各施設を安全に廃止するための除染・解体・遠隔操作や、放射性廃棄物の処理処分など、多岐にわたる技術的課題の克服に取り組みながら進めていきます。

再処理技術開発と廃止措置
高レベル放射性廃液のガラス固化技術の高度化
本施設で貯蔵している高レベル放射性廃液のガラス固化処理を着実に進めるとともに、ガラス固化処理技術の高度化に係る技術開発に取り組んでいます。

◀ホウケイ酸ガラス構造（イメージ）
酸素（O）
ケイ素（Si）
ホウ素（B）
ナトリウム（Na）
アクチニド（U等）他の廃棄物元素

光学顕微鏡像
新型溶融炉作動試験の状況▲新型溶融炉の開発
析出した白金族化合物▼20μm

安定運転に影響を及ぼす白金族元素を効率よく抜き出すために、溶融炉底部の形状をこれまでの四角すいから円すいに変更した新型溶融炉への更新を進めています。

低レベル放射性廃液の処理技術開発
本施設において発生する低レベル放射性廃液は、埋設 処分可能なセメント固化体とする計画としており、必要な技 術開発に取り組 んでいます。
処理処分がより容易なセメントで固化する設備や環境負荷を考慮した硝酸根を分解する設備の導入に向けて、実規模で試験を行っています。

硝酸根分解試験装置イメージ(実規模)

セメント混練試験(実規模)

高放射性固体廃棄物の取出し/再貯蔵
使用済燃料の被覆管の細断片であるハル等は、ハル缶に入れて水中（プール）に貯蔵しています。重量物であ除染・解体技術
これまでの再処理運転や保守を通じて開発・実用化してきた技術を、施設の特徴に合わせて活用していきます。

る廃棄物を遠隔操作で取出すために、水中ロボットなど海外の先行事例の取入れも検討しながら装置開発を進めています。

ドライアイスブラスト除染

レーザー切断ワイヤーソー

水中ROVの移動

水中ROV操作時の様子

取出し装置の開発（イメージ）▲

回収したスラッジ
高圧水によるスラッジ回収

ワイヤーソー切断MOX燃料技術開発
MOX燃料
原子力発電所で燃やされた使用済燃料を再処理して、燃え残ったウランと原子炉の中で新しくできたプルトニウムを取り出し、これらを再びプルトニウム・ウラン混合酸化物（MOX）燃料という形で利用することができます。

BWR

PWR

ふげん

1円玉
常陽 もんじゅ

MOX燃料製造実績 （平成31年3月現在）

MOX燃料技術開発
MOX燃料の物性研究および設計技術開発などの基礎的研究を進めるとともに、工学規模でのMOX燃料製造技術や保障措置・分析技術の開発も進めています。さらに、これらの研究開発の過程で発生する可燃性及び難燃性（含塩素）の放射性廃棄物を焼却処理して減容・安定化を図るための実証試験も進めています。
新型転換炉(ATR)「ふげん」、高速実験炉(EFR)「常陽」および高速増殖炉（FBR）「もんじゅ」用のMOX燃料は、累計で約1,800体製造され、これらの新型原子炉に供給してきました。
昭和41年 1 月

プルトニウム燃料第一開発室運転開始

昭和47年 1 月

プルトニウム燃料第二開発室運転開始

昭和47年11月 「常陽」初装荷燃料の製造開始
昭和50年 7 月 「ふげん」初装荷燃料の製造開始
昭和６２年１２月

プルトニウム廃棄物処理開発施設運転開始

昭和63年 4 月

プルトニウム燃料第三開発室運転開始

平 成 元 年 1 0 月 「もんじゅ」初装荷燃料の製造開始
平成12年11月 「常陽」MK-Ⅲ初装荷燃料の製造開始
平成13年11月 「ふげん」燃料の製造完了（総製造体数 773 体）
平成20年 4 月

簡素化ペレット法等の工学規模での燃料製造技術開発試験開始

平成22年 8 月

プルトニウム燃料第二開発室の廃止措置を開始

・MOX 燃料の基礎物性研究、測定・評価、測定手法の開発

・燃料製造設備開発
・燃料製造プロセス開発

物性研究

・燃料設計手法・モデル開発
・燃料設計コード整備・検証

製造技術
開発

燃料設計

運転・安全管理技術開発

保障措置・
分析技術開発・安全解析・評価
・プラント安全管理技術開発

廃止措置
技術開発
・設備解体・撤去技術開発

・同位体分析技術開発
・測定・検査技術開発

バックエンド技術開発
・廃棄物の減容・安定化技術開発

MOX燃料技術開発
MOX燃料製造の流れ

MOX燃料技術開発施設の今後の役割① MOX燃料の基礎物性研究
高レベル放射性廃棄物の低減化および資源の有効活用を図るために、TRU（使用済燃料の再処理によって回収される超ウラン元素）を含有するMOX燃料を開発しています。当該燃料の物性データを取得するために各種試験を行っています。
また、原子炉内での核燃料の挙動をより正確に評価するために、核分裂生成物（FP：Fission Product）の模擬物質を添加した試料を用いて、原子炉内での燃焼により核燃料中に生成・蓄積するFPの影響を考慮したMOX燃料の物性データの取得を進めています。

② MOX燃料製造技術開発
MOX燃料製造の効率化の有望な新技術として、人工知能模擬FP（Nd 2O 3）を含むMOX燃料の熱伝導率熱伝導率測定試料の元素マッピング

割れ・欠けのある模 擬ペレットを準備し、人工知能が学習を用いたMOX燃料ペレット外観検査技術を開発しています。
これまで、検査員が目視で実施していた作業を自動化することで飛躍的な効率化が期待されます。

③ 日本原燃（株）への技術協力

新たなペレットに対して、人工知能が割れ・欠けの有無やサイズを自動で識別

ペレットの欠けを人工知能が識別した結果

原子力機構では、半世紀にわたるMOX燃料の製造技術開発成果等がJ-MOX（日本原燃（株）が青森県六ヶ所村で整備を進めている軽水炉用MOX燃料加工施設）へ有効に活用されるよう日本原燃(株)との技術協力協定を平成12年12月に締結し、MOX燃料加工に係る確証試験、J-MOXのプラント設計に係るコンサルティング、技術情報の提供、技術者の派遣およびJ-MOX運転員の研修などの技術協力を積極的に進めています。

次世代サイクル技術の開発
放射性廃棄物の減容及び有害度の低減を目的として、マイナーアクチニド（MA）の分離技術の開発を進めています。MAには長半減期核種や発熱性核種が含まれているため、使用済燃料からMAを分離し、高速炉等で安定核種や短寿命核種に変換することで、放射性廃棄物の減容及び有害度低減に貢献することができます。
核燃料サイクル工学研究所では、これまで実際の使用済燃料をホットセル内で取扱い、高速炉燃料再処理プロセス試験を行い、高レベル放射性物質研究施設（CPF：Chemical Processing Facility) から回収したPuを用いた燃料を再装荷した「常陽」が臨界し、我が国初めての高速炉燃料サイクルの輪が完成しました。さらに、CPFでの抽出クロマトグラフィを用いたMA分離試験や、MAサイクル（＊SmARTサイクル）研究技術開発を進めています。
また、将来の再処理技術として適用するため、核拡散抵抗性を高めたコプロセッシング法の開発や遠心抽出器等の高性能機器開発等に取り組むとともに、溶融塩電解法による乾式再処理の試験研究も実施しています。

▼高レベル放射性物質研究施設（CPF）
高レベル放射性物質研究施設（CPF）は、ピン規模で高速炉燃料再処理試験をできる国内唯一のホット試験 施設です。
これまでに、高速実験炉「常陽」の使用済燃料などを用いた基礎的な再処理プロセス試験を行っています。

▲乾式再処理試験設備▲遠心抽出器▼遠心抽出器を用いた再処理プロセス試験▲マニプレータを用いたセル試験
軽水炉、高速炉
照射済燃料

燃料製造
照射燃料試験施設（大洗）

分離高レベル放射性物質研究施設(東海)

SmARTサイクル＊
照射高速実験炉 常陽(大洗)

脱硝、転換照射後試験▲抽出クロマトグラフィを用いたMA分離試験＊：SmARTサイクル（Small Amount of Reuse Fuel Test Cycle）とは実際の照射済燃料中（フィードストック燃料）のMAを回収し、「常陽」で燃焼するサイクルです。

福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた取組み
国が定めた東京電力ホールディングス（株）福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた中長期ロードマップの計画に基づき、燃料デブリの性状把握に係る研究開発、汚染水処理で発生する放射性廃棄物の処理・処分技術開発等、核燃料サイクル工学研究所の各施設を活用した試験研究に取り組んでいます。

放射性廃棄物の処理・処分技術開発
福島第一原子力発電所の構内では、汚染水処理により生また、放射性汚染水から放射性物質を取り除くための吸じた二次廃棄物（吸着材、スラッジ等）や多種多様な廃棄着材として、多孔質シリカゲルとチタン酸塩を組み合わせ、物が発生し、保管されています。それぞれの廃棄物中の放いくつかの放射性物質を除染できる吸着材を開発していま

射性核種の種類や量は、処理･処分方法を検討するためのす。放射性溶液に対する吸着実験により、福島第一原子力重要な情 報です。各種 廃 棄 物の 分析等を進めるとともに、発電所にて発生している幾種かの放射性汚染水に対して除廃棄物の安定な保管、安全な処理･処分技術の検討を実施染効果があることを確かめています。使用済吸着材の保管、しています。

処理・処分に関する検討も進めています。

【汚染水及び汚染水処理廃棄物の分析】【多孔質チタン酸塩吸着材の開発】▲開発した吸着材(平均粒径0.21-0.50mm)▲グローブボックス▲性能評価試験（非管理区域）

核 燃 料サイクル工 学 研 究 所では 、高レベ ル放 射 性 物 質 研 究 施 設（CPF）、プルトニウム燃料第一開発室、応用試 験 棟などの 各施 設に、使用済燃料、プルトニウム、ウラン等を用いた福島 第一原子力発電 所の廃止 措 置に関する試 験 研究 等が 可能な 設備を整 備しています。これらの▲高レベル放射性物質研究施設（CPF）設備を用いて、基 礎 試 験、分析等を実施しています。

▲応用試験棟放射性廃棄物の処理・処分研究開発
放射性廃棄物の処理技術開発
核燃料サイクル施設の運転、解体等によって発生する放射性廃棄物は、その性状や放射能レベル及び濃度に応じて、安全かつ合理的な処理を行い、埋設処分に適した形態とする必要があります。
難処理廃棄物の減容・安定化処理技術開発
焼却処理が困難な放射性廃棄物（例：廃溶媒、廃イオン交換樹脂）を「ガス化燃焼処理法」を応用した新たな技術により、処理する試験を実施しています。

ガス化燃焼処理法
ガス化燃焼処理法は2段階のプロセスで有機物を減容・安定化処理する方法です。
① 有機物を高温の炉の中で加熱水蒸気と接触させ、分解、ガス化します。
② ①のプロセスで発生した分解ガスを高温燃焼することでH 2O,CO 2,HF,HCl等の安定な無機物とします。

廃溶媒（TBP）

廃イオン交換樹脂

低レベル放射性廃棄物の廃棄体化処理技術開発
原子力利用に伴って発生した低レベルの放射性廃棄物は、これを埋設処分するために物理的・化学的に安定な形態に処理することが必要です。これを廃棄体化と言い、そのための固化処理技術を開発しています。
低レベル放射性廃棄物には様々な種類があり、例えば可燃性廃棄物の焼却灰は、燃やす前の廃棄物の内容などによって性状が変わるため、安定に固化できる方法を開発するためには、いろいろな条件で固化処理試験をすることが必要です。このほか、鉛や水銀など非放射性でも環境に有害な物質を含む放射性廃棄物などもあります。これらのような様々な低レベル放射性廃棄物を安全に処分するための廃棄体化処理技術を確立していきます。
発 生・保 管減 容・前 処 理

固化処理・廃棄体の作製

廃棄体の検査▲実際の廃棄物を想定した固化処理技術の評価▲廃棄体化処理技術開発の研究設備

固化処理した試料の溶出試験や放射線照射試

埋設処分

この 設 備 で は 、放 射 性 物 質 を 使 わず に 、 験などの実験的手法に加えて、シミュレーションに低レベル放射性廃棄物の発生から処分までの概略フロー

様々な固化材料を用いて固化試料を作製し、 よる発熱量の解析など計算的手法も併用し、様々その圧 縮強 度などの評価試 験をしています。 な角度から廃棄体化技術の評価を行っています。

放射性廃棄物の処理・処分研究開発
放射性廃棄物の地層処分研究開発
地層処分とは、地層が持っている物質を閉じ込める能力を利用し、人工的なバリアと組み合わせた多重の防護機能によって、高レベル放射性廃棄物を長期にわたって安全に人間の生活環境から隔離しようとするものです。これにより、高レベル放射性廃棄物が人間に有意な影響を及ぼすことのないようにします。
原子力機構は、地層処分に関する基盤的な研究開発を着実に進め、処分事業と安全規制の双方が活用できる技術基盤の整備を継続的に図りながら、地層処分の技術的信頼性と安全性の向上に資することを目指しています。

▼安定な地層高レベル放射性廃棄物であるガラス固化体が地殻変動などにより人間の生活環境に近づかないようにする。

▼多重バリアシステム

ガラス固化体中の放射性物質が、地下水によって運ばれ、人間に有意な影響を及ぼすことのないようにする。

天然の地層
地下300メートル以深オーバーパック

地下水

天然
人 工 バリア周辺の岩石中での物質の動きを調べる研究地下 で の 熱、応 力 の 伝わり方や化学反応などを調べる
研究▼地層処分基盤研究施設（エントリー）の研究設備

バリア

ガラス固化体

緩衝材

多重バリアシステム

バリア
人工バリア
多重リア
天然バ

天 然 バリア、人 工 バリア中での放 射性物質の動きなどを調べる研究▼地層処分放射化学研究施設（クオリティ）の研究設備

7.3m
4.0m

4.2m
2.4m

エントリーでは、地下深い地層中での環境（温度、水理、力学、化学）を模擬した、人工バリアの挙動や放射性物質の移行についての様々な試験や解析評価を行うとともに、得られた研究成果の集約・可視化などを行っております。

クオリティでは、極微量の酸素しか含んでいない深部の地下環境を模擬して、放射性物質の化学特性や移行特性などのデータを取得する試験を行っております。

高レベル放射性廃棄物に加え、TRU廃棄物（使用済燃料の再処理工場やMOX燃料を取り扱う施設から発生する低レベル放射性廃棄物）の地層処分に関する研究開発についても着実に進めています。また、代替処分オプションとしての使用済燃料の直接処分等の調査・研究も実施しています。

原子力施設の廃止措置
東海地区ウラン濃縮施設はG棟及びH棟の解体撤去を完了し、L棟の廃止措置に向けた準備として内装機器の撤去を行っています。また、プルトニウム燃料第二開発室の廃止措置を行っています。これらの作業経 験を通じて、原子力施設の廃止措置に必要な技術開発を行っています。

東海地区ウラン濃縮施設の廃止措置

プルトニウム燃料第二開発室の廃止措置
MOX燃料製造に使用したグローブボックスをより安全に効率よく解体するために、小型重機の遠隔操作技術等を用いた解体技術（アドバンスドスマートデコミッショニングシステム）の開発などに取り組んでいます。

G・H棟廃止措置

G・Ｈ棟解体、更地化完了▲アドバンスドスマートデコミッショニングシステムによるグローブボックスの解体イメージ

リスクコミュニケーション

放射線管理周辺環境の安全▲モニタリングステーション
空間放射線量の測定・空気浮遊じんの採取を実施▲ガンマ線核種分析装置▲モニタリングカー

環境中の放射性物質濃度の測定監視

任意地点に移動が可能なモニタリングステーション▲ドップラーソーダ
拡散状況把握のための気象観測

働く人や作業環境の安全
作業場所の放射線量や空気中の放射性物質濃度を常時監視するモニタを設置して、安全確認を行っています。また、個人線量計や全身カウンタにより作業者個人の被ばく線量を測定・管理しています。

▲全身カウンタ（ホールボディカウンタ）▲エリアモニタ（作業者個人の内部被ばく線量を測定）（作業環境の放射線量を監視）▲体表面モニタ▲ダストモニタ（作業環境の放射性物質濃度を監視）

湾曲型検出器を利用した検出効率の良い身体汚染検査装置▲個人線量計（作業者個人の外部被ばく線量を測定）工務技術

ユーティリティの供給

電 力 会 社から154kVで受電し、変圧器で6.6kVに降圧した上で、各施設に供給しています。また、停電時に備えて非常用発電機16台を所内各所に配備しています。

営繕業務▼建物の新築工事▼軽油タンク基礎工事▼構内道路補修工事

所内の建物・構築物について、営繕工事に係る設計、積算、工事監理を行っています。耐震改修工事、建物・構築物・道路の補修及び新設等多岐に渡っています。

原子力防災・核物質防護
緊急時の対応組織
核燃料サイクル工学研究所では、事故・トラブルなどの緊急時に迅速な情報収集を行い的確に対応するため、「現地対策本部」を組織して対応しています。また、訓練などを通じて、危機管理対応能力の向上に努めています。

地方公共団体等
茨城県、東海村、ひたちなか市、日立市
那珂市、常陸太田市、隣々接市町村等

核物質防護
核物質防護とは、核物質（濃縮ウランやプルトニウムなど）の盗取や、原子力施設及び輸送に対する妨害破壊行為（故意による放射線被ばくにより公衆の健康に危害を及ぼす行為）から核物質や施設を守ることです。核燃料サイクル工学研究所では、国の規制や国際的なルールに基づき適切な核物質の管理を行うとともに、核物質の防護を行っています。