新計画策定会議（第３回）
資料第３号

核燃料サイクルの主要要素に係る基礎資料○再処理○使用済燃料中間貯蔵○高レベル放射性廃棄物処分○使用済燃料直接処分
平成１６年７月１６日

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再処理（国内１／４）＜再処理とは＞○使用済燃料からウランとプルトニウムを回収し高レベル放射性廃棄物等を分離する作業。
＜事業の概要（その１）＞○1981年、核燃料サイクル開発機構（当時動力炉・核燃料開発事業団）が茨城県東海村の再処理施設の本格運転開始。2004年6月末までに約1,052t‑Uの使用済燃料を再処理。

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再処理（国内２／４）＜再処理の工程＞

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再処理（国内３／４）＜事業の概要（その２）＞○日本原燃（株）が青森県六ヶ所村に、2006年7月の竣工を目指して、我が国初の商業用再処理工場（最大処理能力800ｔ−Ｕ／年）を建設中。
・2004年5月末現在の建設工事進捗率は約９５％。
・2002年11月から化学試験を開始し、主要建屋については2003年12月までに化学試験を終了し、今後、ウラン試験（※１）や使用済燃料を用いた総合試験（アクティブ試験）（※２）を実施する予定。
・工場内の使用済燃料貯蔵施設の最大貯蔵能力は3,000ｔ−Ｕ（現時点で約943ｔ−Ｕが搬入済）。
・回収される核分裂性プルトニウムは年間約５トン弱（※３）
・この工場を約40年間操業して約3万2千ｔ−Ｕの使用済燃料を再処理すると、約4万本の高レベル放射性廃棄物（ガラス固化体）と約5万ｍ３のＴＲＵ廃棄物が発生すると試算。
・また、この工場の解体により約4万5千ｍ３のＴＲＵ廃棄物が発生すると試算。
※１
※２
※３

ウラン試験・・・・使用済燃料の代わりに、放射能の低いウランを模擬燃料として用いることにより、再処理工場の機能・性能の確認等を行う試験。
アクティブ試験・・実際に使用済燃料を用いて運転試験を行い，再処理工場の性能が設計どおりであることを確認する試験。
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非核分裂性プルトニウムを合わせた回収されるプルトニウムは約８トン

4再処理（国内４／４）45

再処理（海外）○フランスのＣＯＧＥＭＡ社について
・再処理施設ＵＰ２−８００及びＵＰ３（合計最大処理実績は1,700t‑U/年）を操業中。
・我が国の電気事業者は、1978年から1997年にかけて、約2,900t‑Uの使用済燃料を輸送。
2000年までに全量を再処理し、2002年12月時点でプルトニウム約21.6tを保有。
・この再処理により、以下の廃棄物が発生。
ガラス固化体 ：約 1,350本
ＴＲＵ廃棄物 ：約930ｍ３
注）○英国のＢＮＦＬ社について
・再処理施設ＴＨＯＲＰ（処理能力900t‑U/年）を操業中。また、ガス冷却炉使用済燃料用再処理施設Ｂ２０５（処理能力1,500t‑U/年）を操業中。
・我が国の電気事業者は、1969年から2001年にかけて、約4,200t‑Uの使用済燃料を輸送。
2004年3月末までに約3,900t‑Uの使用済燃料を再処理し、2002年12月末時点でプルトニウ
ム約11.6tを保有。
・この再処理により、以下の廃棄物が発生。
ガラス固化体 ：約850本
ＴＲＵ廃棄物 ：約 11,500ｍ３注）注）ＴＲＵ廃棄物については、合理的な輸送・処分形態を考慮した廃棄体・受入施設等の検討を行っている。

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使用済燃料中間貯蔵（１／３）
使用済燃料中間貯蔵（１／３）＜使用済燃料中間貯蔵とは＞○原子力発電所で使い終わった燃料を、再処理するまでの間、発電所敷地外における使用済燃料貯蔵施設において貯蔵。
○国内再処理工場の年間最大処理能力（六ヶ所再処理工場は800ｔ−Ｕ）に対し、我が国の原子力発電所からの使用済燃料の年間発生量（毎年900〜1,000ｔ−Ｕ）が上回る。中間貯蔵施設は、使用済燃料が再処理されるまでの間の時間的な調整を行うことを可能とするので、核燃料サイクル全体の運営に柔軟性を付与する手段として重要。
（備考）フランスでは、原子力庁が放射性廃棄物の長期貯蔵に関する研究しており、使用済燃料についても同じ立場から研究されることになっている。使用済燃料については、燃料集合体を個別にステンレス鋼ケースに収納した上で、７つづつ低炭素鋼又は鋳鉄のコンテナに収納するといった概念が考えられている。

67使用済燃料中間貯蔵（２／３）
使用済燃料中間貯蔵（２／３）
中間貯蔵施設（キャスク式貯蔵）のイメージ

キャスク※ キャスクとは、使用済燃料を安全に貯蔵するため、 ①放射性物質を閉じ込める ②放射線を遮蔽する③臨界を起こさない ④使用済燃料の熱を除去する ４つの安全機能を持つ金属製の容器である。

78使用済燃料中間貯蔵（３／３）
使用済燃料中間貯蔵（３／３）＜東京電力（株）における事業の経緯＞○青森県むつ市において、市の要請により東京電力（株）が2001年1月から立地可能性調査を開始し、2003年4月に調査結果を取りまとめ最終報告を提出。同月、東京電力（株）は事業構想を公表。
○同年6月にむつ市議会で、むつ市長が中間貯蔵施設誘致を表明し、翌7月市長は東京電力（株）に施設立地を要請。これを受けて、東京電力（株）は、2004年2月に青森県及びむつ市に対して立地協力を要請。同時に「リサイクル燃料備蓄センター」の概要 （※）を提出。
※ 「リサイクル燃料備蓄センター」の概要
・事業主体：東京電力（株）は日本原子力発電（株）の参画を得て、共同で新たに貯蔵・管理会社を設置し、国から貯蔵事業の許可を受けて施設の建設を行い、事業を運営する計画。
・事業開始時期：２０１０年までに操業を開始予定。
・貯蔵量 ：最終的な貯蔵量：５，０００トン（１棟目：３，０００トン）

・貯蔵期間：施設ごと（注）の使用期間は５０年間。キャスク（貯蔵容器）ごとにおいても最長５０年間の貯蔵。また、操業開始後４０年目までに貯蔵した使用済燃料の搬出について、地元と協議。

（注）「施設ごと」とは、順次設置する貯蔵建屋ごとをいう。

・使用済燃料の搬入予定量：年間200〜300トン程度の使用済燃料を、４回程度に分けて搬入予定。

89高レベル放射性廃棄物の処分（１／４）＜高レベル放射性廃棄物の処分とは＞・再処理で有用物質を分離した後に残存する高レベル放射性廃棄物を安定なガラス固化体にした後、３０〜５０年程度冷却のため貯蔵を行い、その後、地層処分する。
数百m以深

六ヶ所再処理工場では、ガラス固化体1体は約0.8t‑Uの再処理により発生

910高レベル放射性廃棄物の処分（２／４）＜事業の概要＞○電気事業者の海外再処理委託に伴い返還される高レベル放射性廃棄物（ガラス固化体）は約2,200本。六ヶ所再処理工場においては、約40年間の操業により約3万2千ｔ−Ｕの使用済燃料を再処理すると、高レベル放射性廃棄物（ガラス固化体）が約4万本発生。
○最終処分事業の実施主体は、認可法人である原子力発電環境整備機構（９電力、原電、サイクル機構が拠出金拠出）。
・原子力発電環境整備機構は、処分地選定のための第一段階の調査を行うための地区を全国の市町村に対して公募中（2002年12月に公募開始）。現在のところ応募はない。
・平成30年代後半を目途に「最終処分施設建設地」の選定を行い、平成40年代後半を目途に最終処分を開始する予定。（処分場の地下施設は地下300m以深の安定した岩盤中に建設し、４万本のガラス固化体を人工バリアとともに埋設する計画。）

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高レベル放射性廃棄物の処分（３／４）＜高レベル放射性廃棄物処分に関する法律，各主体の役割分担，費用の積立＞○特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律
・高レベル放射性廃棄物の最終処分を計画的かつ確実に実施するため、平成１２年５月に、「特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律」が成立。この法律により、処分実施主体の設立、処分費用の確保方策、３段階の処分地選定プロセスなど処分事業に関する枠組みが整備。
○各主体の役割分担
・実施主体：原子力発電環境整備機構（処分場選定、建設、操業等）
・資金管理：原子力環境整備促進・資金管理センター
・研究開発：核燃料サイクル開発機構が中核研究機関（岐阜県瑞浪市と北海道幌延町に深地層研究施設を整備中）○費用の積立・原子力発電環境整備機構が電力会社等から拠出金を徴収し、資金管理主体（原子力環境整備促進・資金管理センター）へ積立て。同センターがこれを運用。
1112高レベル放射性廃棄物の処分（４／４）＜事業の経緯＞
平成１１年１１月
平成１２年
平成１２年

５月
９月

平成１２年１０月
平成１３年 １月
平成１３年
平成１４年

６月
４月

平成１４年 ７月
平成１４年１２月
平成１５年７月

核燃料サイクル開発機構（ＪＮＣ）が、地層処分について研究開発成果を取りまとめ「第２次とりまとめ」「特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律」が成立
国が、特定放射性廃棄物の最終処分に関する｢基本方針｣及び｢最終処分計画｣を策定
処分実施主体「原子力発電環境整備機構（ＮＵＭＯ）」設立
電力会社等による処分費用の納付開始（平成１６年３月現在：約２，９４０億円）
ＮＵＭＯとサイクル機構が技術協力協定締結
処分候補地の地域振興への支援策として、平成１４年度より、電源立地等初期対策交付金を手当て
ＪＮＣが、結晶質岩を対象とした超深地層研究所（岐阜県瑞浪市）着工
ＮＵＭＯが、処分地選定の最初の段階である概要調査地区選定に際し、その候補となる区域について全国の市町村を対象に公募開始
ＪＮＣが、堆積岩を対象とした幌延深地層研究センター（北海道幌延町）
着工
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使用済燃料の直接処分＜使用済燃料の直接処分とは＞・使用済燃料をリサイクルせずに地層処分することを「直接処分」という。

地上施設

地上施設は使用済燃料を取り扱う施設となる【スウェーデンにおける使用済燃料直接処分】
・使用済燃料中間貯蔵施設で約３０〜４０年間集中貯蔵後、地下約４００〜７００ｍに地層処分・２地点（エストハンマル、オスカーシャム）で処分候補地としての調査が進行中
・２０２３年本格操業予定
ベントナイト５００ｍ
被覆管

ペレット（使用済燃料）
キャニスタ※キャニスタ・・高さ：４．８３ｍ※図はＳＫＢレポートより引用

結晶質岩

直径：１．０５ｍ

重量：２５ｔ（使用済燃料等を含む）

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地下施設

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総合エネルギー調査会電気事業分科会コスト等検討小委員会でコスト検討の前提とした原子燃料サイクル事業のスケジュール（総合資源エネルギー調査会電気事業分科会コスト等検討小委員会に提出された電気事業連合会の資料より
総合資源エネルギー調査会電気事業分科会コスト等検討小委員会に提出された電気事業連合会の資料より）
）
年

度

2000

2005

2010

2015

2020

約 3.2万トン

SF発生量

1.4 万ﾄﾝ

2030

2035

2040

2045

2050

2055

2060

2065

2070

2075

2080

2085

約 3.4万トン（再処理）〜 2004 年度

2025

（貯蔵）

2005年度〜

1.8万 ﾄﾝ

再処理

操業

廃止措置

MOX
燃料加工操業

廃止措置

返還 HLW
管理操業

返還 LLW
管理操業

ウラン濃縮

操業廃棄物処理

廃止措置

廃止措置

廃止措置

HLW処分

操業

TRU廃棄物
地層処分

操業

SF輸 送操業

SF中間貯蔵操業

SF ：使用済燃料 ， MOX 燃料 ：ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料， HLW ：高レベル放射性廃棄物 ， LLW ：低レベル放射性廃棄物 ， TRU 廃棄物 ：超ウラン元素が付着した廃棄物（本スケジュールは、六ヶ所再処理工場の運転期間を竣工（2006 年7月）から40年間とし、2046 年度末までに排出される使用済燃料を対象としている。また、再処理される使用済燃料の量を約3.2 万トンと想定している。）

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参考情報
再処理：ガラス固化体の処分に関する諸外国の状況の処分に関する諸外国の状況

直接処分：使用済燃料国処分実施主体

廃棄物形態

処分候補地

処分開始予定時期

地下研究所

フランス

名

放射性廃棄物管理機関（ANDRA）

ガラス固化体未定

未定

ビュール（粘土）
ほか花崗岩サイト

日本

原子力発電環境整備機構（NUMO ）

ガラス固化体未定

２０３３〜２０３７年頃

瑞浪市（花崗岩）幌延町（堆積岩）

アメリカ

エネルギー省（DOE）

使用済燃料（一部ガラス固化体）

ユッカマウンテン

２０１０年

ユッカマウンテン
（凝灰岩）

ドイツ

連邦放射線防護庁（BfS）

使用済燃料／ガラス固化体

ゴアレーベン
（再検討中）

２０３０年

ゴアレーベン（岩塩）
アッセ（岩塩）スイス

放射性廃棄物管理共同組合（NAGRA）

使用済燃料／ガラス固化体

未定

２０５０年

グリムゼル（花崗岩）
モンテリ（粘土）フィンランドポジヴァ社（Posiva）

使用済燃料

オルキルオト２０２０年

オルキルオト（花崗岩）

スウェーデン

核燃料・廃棄物管理会社
（SKB）

使用済燃料

エストハンメル
オスカーシャム

２０２３年

エスポ島
（花崗岩）

カナダ

核燃料廃棄物管理機関（NWMO ）

未定

ホワイトシェル
（花崗岩）

使用済燃料

未定

※ガラス固化体とは，使用済燃料を再処理した後に残存する廃液を，ガラス原料と溶かし合わせて安定な形態に固化処理したもの。
再処理を行う場合にはガラス固化体を高レベル放射性廃棄物と呼ぶが、再処理を行わない場合には使用済燃料を高レベル放射性廃棄物という。
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