技術等検討小委員会(第12回)
資 料 第 １ － ２ 号

ステップ３の評価：2030年まで（原子力比率Ⅱのケース）（改訂版）
原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会

平成24年４月１９日
内閣府 原子力政策担当室

シナリオ評価における評価項目についてエネルギー安全保障、ウラン供給確保

使用済燃料管理・貯蔵、放射性廃棄物

シナリオに基づく核燃料サイクルの総費用 など

社会受容性




開発の柔軟性、政策変更への柔軟性

経済性




Pu利用（在庫量）、国際貢献
核不拡散、核セキュリティリスクへの影響

選択肢の確保（柔軟性）




使用済燃料貯蔵量、貯蔵容量、放射性廃棄物発生量

核燃料サイクルを巡る国際的視点


資源節約、燃料危機への抵抗力

立地困難性(使用済燃料貯蔵施設及び最終処分施設)

政策変更または政策を実現するための課題


使用済燃料貯蔵への影響、立地自治体との信頼関係への影響、雇用への影響、
技術力への影響（人材、技術基盤・インフラストラクチャの影響）、日米原子力協定への影響、海外委託再処理に伴う返還廃棄物への影響、政策変更に伴う費用負担のあり方2012/4/19

原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

1

エネルギー安全保障：資源節約、燃料危機への抵抗力
共通事項• シナリオ１～３の如何にかかわらず、原子力発電の特徴である燃料危機（価格高騰化、供給途絶）に対する抵抗性を確保できるので、エネルギーの安定供給に貢献する。
• FBRが実用化される迄の間は、天然ウラン・濃縮ウラン市場の逼迫への対応が必要。
シナリオ１（全量再処理）••

六ヶ所再処理工場で再処理されたPuをプルサーマルで利用することで、我が国のウラン消費量は年間約15％節約される。
FBRが実用化された場合、ウラン資源制約から開放され、ウランの輸入なしに原子力発電が可能となる選択肢が確保される。

シナリオ２（再処理/処分併存）••

六ヶ所再処理工場で再処理されたPuをプルサーマルで利用することで、我が国のウ
ラン消費量は年間約15％節約される。
FBRの実用化を目指す政策判断を先送りするため、燃料確保に関する将来の確実性が高まらない。

シナリオ３（全量直接処分）•

直接処分にはエネルギー安全保障上の追加的な価値がなく、共通事項と同じ。

2012/4/19

原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

2

解析結果（天然ウラン需要量）

1.0
Ⅱ－③全量直接処分

0.8

節約効果
約15％

0.6

0.4
Ⅱ－①全量再処理
Ⅱ－②再処理/処分併存

2015

2020

2025

2030

西暦（年度）

シナリオ間の天然ウラン年間需要量比較
2012/4/19

20

2030年までの累積需要量は約1.4万トン低減。約2年分のウラン消費量に相当する。

15

10

低減効果
5

0

0.2

2010

天然ウラン累積需要量（万ﾄﾝNU）

天然ウラン年間需要量（万ﾄﾝNU/年）

 六ヶ所再処理工場で回収されるPuをプルサーマルで利用することにより、六ヶ所再処理が現行計画通りに運用を開始した場合（Ⅱ-①）、全量直接処分シナリオに比べ、天然ウラン、濃縮ウランの年間需要の最大15％程度が節約される。さらに累積需要量は2030年時点で最大約1.4万ﾄﾝ
少なくなることが見込まれる。

2010

2015

2020

2025

2030

西暦（年度）

シナリオ間の天然ウラン累積需要量比較

原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

3

使用済燃料管理・貯蔵、放射性廃棄物：使用済燃料貯蔵量
、貯蔵容量
共通事項

•

2010年末時点の使用済燃料の総量は約1.71.6万tＵである。2030年までに追加で発生する使用済
燃料の発生量は、約1.6万tＵであり、合計で約3.2万tＵとなる。
サイト内の使用済燃料プールの貯蔵容量は約2万tＵ（2010年時点）である。また、原子力比率Ⅱの場合、設備容量が3000万kWまで減るため、使用済燃料プールの管理容量が徐々に減少する。
六ヶ所再処理施設の貯蔵容量は0.3万tＵ、現在建設中のむつリサイクル燃料貯蔵施設(以下「むつRFS」という。)は0.5万tＵの貯蔵容量がある。
今後は敷地内、敷地外にかかわらず、貯蔵容量の確保が課題。

•••

シナリオ１（全量再処理）••

再処理を2030年まで運転した場合、使用済燃料の総量は約1.9万tＵとなる。
再処理工場の稼働状況によっては、使用済燃料貯蔵容量が逼迫する可能性があるため、貯蔵容量の増強は必要である。
シナリオ２（再処理/処分併存）•••

貯蔵容量と使用済燃料発生総量はシナリオ１と同じ。
むつRFSは再処理を前提とした貯蔵施設であるため、再処理を前提とした使用済燃料を貯蔵する。
再処理工場の稼働状況によっては、使用済燃料貯蔵容量が逼迫する可能性があるため、貯蔵容量の増強は必要である。
シナリオ３（全量直接処分）••

2030年まで廃棄物としての使用済燃料は約3.2万tＵ発生し、現在の貯蔵容量を超えることから、貯蔵容量の増強が喫緊の課題となる。
むつRFSは再処理を前提とした貯蔵施設であるため、直接処分を前提とした利用に課題があるできない。また、六ヶ所再処理施設でへの貯蔵継続に課題があるはできない。

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4

解析結果（使用済燃料貯蔵量）
 全量直接処分Ⅱ-③の場合、使用済燃料貯蔵量は直線的に増加し続けるが、六ヶ所再処理工場を運転するⅡ-①およびⅡ-②の場合、使用済燃料貯蔵量はリサイクルするため、その増加を抑えることができる。
4.0
使用済燃料貯蔵量（万ﾄﾝ）

Ⅱ－③全量直接処分

3.0
むつRFS貯蔵容量（約0.5万トン）

六ヶ所再処理工場プール容量（約0.3万トン）

2.0

サイト内の総管理容量

Ⅱ－①全量再処理
Ⅱ－②再処理/処分併存

注）個別サイト内の貯蔵量は全国17サイト中5サイトが貯蔵割合70％を超過（2011年9月末）

1.0

2010

2015

2020

2025

2030

西暦（年度）

シナリオ間の使用済燃料貯蔵量比較
2012/4/19

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5

使用済燃料管理・貯蔵、放射性廃棄物：放射性廃棄物発生量（地層処分）
共通事項• どのシナリオにおいても、最終処分施設の立地・建設が不可欠。
2030年までの発生量

シナリオ

シナリオ１（全量再処理）

シナリオ２（再処理/処分併存）

シナリオ３（全量直接処分）

高ﾚﾍﾞﾙ放射性廃棄物ｶﾞﾗ
ｽ固化体

低ﾚﾍﾞﾙ放射
性廃棄物

0.3万㎥

0.7万㎥

0.3万㎥

0.04万㎥

使用済燃料（地層処分）

0.7万㎥

0.1万㎥

1.9万tU※１

1.9万tU※３

3.2万tU※６

埋設する場
合の廃棄物
としての合計
体積（換算）

廃棄物処分
施設の合計
面積
（換算）

5万㎥※２

215206万㎡

5万㎥※４215206万㎡

15万㎥※５493488万㎡

18万㎥※７567560万㎡※１，３，６ 2030年時点で貯蔵されている使用済燃料。
※２ 2030年時点で発生しているガラス固化体と低レベル放射性廃棄物（地層処分）及び※１を再処理した場合に発生する放射性廃棄物の合計体積※４ 2030年時点で発生しているガラス固化体と低レベル放射性廃棄物（地層処分）及び※３を再処理した場合に発生する放射性廃棄物の合計体積※５ 2030年時点で発生しているガラス固化体と低レベル放射性廃棄物（地層処分）及び※３を直接処分した場合に発生する放射性廃棄物の合計体積※７ 2030年時点で発生しているガラス固化体と低レベル放射性廃棄物（地層処分）及び※６を直接処分した場合に発生する放射性廃棄物の合計体積

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6

使用済燃料管理・貯蔵、放射性廃棄物：低レベル
放射性廃棄物（地層処分以外）
共通事項• 低レベル放射性廃棄物は、原子力発電所の通常運転時及び廃止措置時に生じるものが大部分を占めており、シナリオによる廃棄物発生量の差は大きくない。
2030年までの発生量

シナリオ

余裕深度処分、浅地中ピット処分及び浅地中トレンチ処分廃棄物の合計埋設する場合の廃棄物量の合計体積（換算）

廃棄物処分施設の合計面積
（換算）

原子炉
からの廃
棄物

再処理施
設からの
廃棄物

その他の
廃棄物

37万㎥

1.9万㎥

1.3万㎥

4541万㎥※1

6865万㎡※1

37万㎥

4.7万㎥

1.3万㎥

4344万㎥※１

67万㎡

シナリオ１（全量再処理）

シナリオ２（再処理/処分併存）

シナリオ３（全量直接処分）※1 将来発生する再処理施設及びMOX燃料加工施設の廃止措置に伴う廃棄物を含めた値。

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原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

7

80

シナリオ１（全量再処理）
浅地中トレンチ処分

60
40

余裕深度処分20

02010

浅地中ピット処分

2020（万m3） 80

処分体積（万m3）

低レベル放射性廃棄物（地層処分以外）の処分体積

処分体積（万m3）

解析結果（低レベル放射性廃棄物（地層処分以外））
シナリオ３（全量直接処分）

60
40

余裕深度処分20

浅地中ピット処分

0
2010

2030

シナリオ１（全量再処理）
浅地中トレンチ処分

1.0
浅地中ピット処分

0.5

余裕深度処分

0.0

2030

シナリオ３（全量直接処分）

1.0 余裕深度処分
浅地中ピット処分
浅地中トレンチ処分

0.5
0.0

2010

2020
西暦（年度）

2012/4/19

1.5

処分面積（km2）

処分面積（km2）

低レベル放射性廃棄物（地層処分以外）の処分場面積2020
西暦（年度）

西暦（年度）

1.5

浅地中トレンチ処分

2030

2010

2020

2030

西暦（年度）

原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

8

核燃料サイクルを巡る国際的視点：Pu利用（
在庫量）
共通事項

•

2010年末時点で、海外からの未返還分（約23tPuf）、国内発電所保管分（約1tPuf）及び抽出済み分（約2.3tPuf）が存在するため※、これらを減らすことが必要。
海外未返還分と国内発電所保管分は約1700万kW相当の原子炉によるプルサーマル約10年で利用可能。

•

シナリオ１（全量再処理）•

シナリオ２（再処理/処分併存）

今後、再処理によってPuが発生（800t/年の場合、約54tPuf/年強）するが、プルサーマルを実施
する原子炉の規模を約1700万kWと仮定すると、現有Puを削減しつつ、現有Puがなくなった後もPuを増やさずバランスしながらプルサーマルの実施が可能。

シナリオ３（全量直接処分）•

国内MOX燃料加工工場の建設は中止されるため、国内で抽出済みのPu約2.3tPufをMOX燃料に加工する能力の確保が必要である。
※我が国には、その他研究用として約3.3tPuf存在する。

2012/4/19

原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

9

解析結果（Pu貯蔵量）

核分裂性プルトニウム量（ﾄﾝｰPuf）

30
25
Ⅱ－①全量再処理
Ⅱ－②再処理/処分併存

20
15
10
5

Ⅱ－③
全量直接処分

0
2010

2015

2020

2025

2030

西暦（年度）

核分裂性プルトニウム貯蔵量の推移

2012/4/19

原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

10

核燃料サイクルを巡る国際的視点：
国際貢献
共通事項

• アジア、中東等における原子力発電所の利用が拡大していく中で、核不拡散、特に使用済燃料の的確な管理等が避けられない課題。我が国は原子力発電に関する主要な技術保有国・輸出国であり、また、非核兵器保有国でありながら唯一核燃料サイクル能力を有する独特の位置づけにあるを認められている国。
シナリオ１（全量再処理）

シナリオ２（再処理/処分併存）• 高速炉サイクル技術を含む核燃料サイクル施設で培った安全、保障措置、核セ
キュリティに関する基盤技術を他の国に技術支援することにより、国際貢献できる。
• 我が国の設備規模、運転状況に依存するが、多国間枠組みに我が国が積極的に関わることができる。
シナリオ３（全量直接処分）• 核燃料サイクル分野において国際貢献できる範囲はシナリオ１、シナリオ２と比べて狭まる。但し、その範囲において積極的にかかわることができる分野は再処理以外となる。
2012/4/19

原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

11

核燃料サイクルを巡る国際的視点：核拡散、核セキ
ュリティにおけるリスクへの影響
•
•
•
•
•
•
•

共通事項
IAEA保障措置や核セキュリティの要求項目を満足させる必要がある。
世界の核拡散、核セキュリティにおけるリスクへの低減に貢献することが重要である。
シナリオ１（全量再処理）
平和利用に限定することについて国際理解の増進が必要。
核拡散や核テロの発生に対する国際社会の懸念を招かないよう、Pu取扱量や輸送量が増えることに対して国際社会で合意された厳格な保障措置、核セキュリティ対策を講じることが求められる。
我が国の再処理施設の保障措置のため、現状、査察に毎年約1,000人日※の人工数を要している（2010年実績
で、原子炉等規制法で規制される全ての施設を対象とした査察に毎年約2,500人日を要する）。
日本がサイクル施設を保有する上でのことによる核拡散、核セキュリティにおけるリスク増大の防止への影響。
ガラス固化体は保障措置の適用外となるが、核セキュリティへの対応は必要。

シナリオ２（再処理/処分併存）• 基本的にはシナリオ１と同様。
• 使用済燃料の直接処分にはPuが含まれるため、処分後の保障措置についての国際的な検討が必要。
シナリオ３（全量直接処分）•••

Pu取扱量や輸送量が減るものの、現有再処理施設等にPu等の核物質が存在する限り、核不拡散、核セキュリ
ティの取り組みの維持が必要。
再処理をやめることによる核拡散、核セキュリティリスク増大の防止への影響。
使用済燃料の直接処分にはPuが含まれるため、処分後の保障措置についての国際的な検討が必要。
※ 平成23年第29回定例会資料4号『我が国における保障措置活動状況等について』参照

2012/4/19

原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

12選択肢の確保：開発の柔軟性、政策変更への柔軟性
シナリオ１（全量再処理）•••

政策選択肢が全量再処理に固定されているため、政策変更の柔軟性は限定される（政策課題
が大きくなる）ない。
使用済燃料は資源としての取扱われると固定されるいの将来像が明確であるため、国民、立地
自治体への説明が容易。
再処理技術、高速炉技術の実用化を目指すため、投資を集中できるが大きい。

シナリオ２（再処理/処分併存）•••

再処理もしくは直接処分のいずれかを選択できるので、他シナリオより柔軟性がある。
使用済燃料は資源または廃棄物としての取扱われるいの将来像が不明確であるため、国民、
立地自治体への説明が容易でない。
再処理技術、高速炉技術、直接処分技術の実用化を全て目指すため、投資が分散する最も大きくなる可能性がある。

シナリオ３（全量直接処分）•••

政策選択肢が全量直接処分に固定されているため、政策変更の柔軟性は限定される（政策課
題が大きくなる）ない。
使用済燃料は廃棄物としての取扱われると固定されるいの将来像が明確であるため、国民、立
地自治体への説明が容易。
直接処分技術のみ実用化を目指すこととなるため、最も投資を集中できるが小さい。

2012/4/19

原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

13

新規

経済性：シナリオに基づく核燃料サイクルの総費用－算定の考え方－
共通事項• 各シナリオ毎の総費用（2010～2030年）は下記の考え方で算出
シナリオに基づく核燃料サイクルの総費用＝ベース値＋シナリオを実現するために今後追加となる費用• ベース値
サイクルコスト*(円/kWh)× 2010～2030年の総発電電力量(kWh）*：本小委員会にて実施した試算を元に各シナリオ毎のサイクルコストを試算。

• なお、立地自治体との条件の変更に伴い追加の可能性のある費用も算定

2012/4/19

原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

14

新規

経済性：シナリオに基づく核燃料サイクルの総費用－ベース値－•

本小委員会で実施した試算を元に、各シナリオ毎のサイクルコストを試算。（単位：円/kWh）
シナリオ１（全量再処理）

単位：円/kWh，割引率3%

シナリオ２（再処理/処分併存）
中間貯蔵分を再処理

中間貯蔵分を直接処分

シナリオ３（全量直接処分）

ウラン燃料
MOX燃料※（フロントエンド計）

0.77
0.07
（0.85）

0.77
0.07（0.85）

0.77
0.07（0.85）

0.81--（0.81）

再処理等
中間貯蔵
高レベル廃棄物処分
直接処分（バックエンド計）

0.57
0.02
0.04

0.57
0.02
0.04

(0.63)(0.63)

0.51
0.02
0.04
0.02
(0.59)--0.09--0.10～0.11(0.19～0.21)

合計

1.48

1.48

1.44

1.00～1.02

× ５．６兆kWh （2010～2030年の総発電電力量）
ベース値

8.3兆円

8.3兆円

8.1兆円

5.6～5.7兆円※ 海外からの返還Puの利用費用及び返還放射性廃棄物処分費用は全シナリオとも含めていない。
ただし、海外Pu利用は全てのシナリオで同等に扱っているので、各シナリオで費用は差は無い。

2012/4/19

原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

15

新規

経済性：シナリオに基づく核燃料サイクルの総費用－シナリオを実現するために今後追加となる費用－
シナリオ１，２

シナリオ３①再処理工場及び既着工済MOX工場の建物・設備の未償却
資産見合いの費用―

1.78 兆円②廃止に必要な廃棄物処理設備等*の建設費及び既存施設も含めた工場全体の廃止までの操業費*：現在未建設だが操業中と廃止中に使用する設備

ベース値に
含む

0.27 兆円③上記①及び②の建物・設備の廃止措置費用

同上

1.51 兆円④発生済廃棄物（ガラス固化体及びTRU廃棄物）の輸送・処分
費

同上

0.07 兆円⑤回収済Puの貯蔵管理・処分関係費用

同上α

既発生分の使用済燃料の直接処分とガラス固化体の費用差（1.7万トン×(14,500万円/トンU－8,500万円/トンU）－

1.02 兆円

六ヶ所
再処
理事
業中
止に
伴う費
用

出典：日本原燃からの提供等に基づく

2012/4/19

原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

16

新規

経済性：シナリオに基づく核燃料サイクルの総費用－立地自治体との条件の変更に伴い追加の可能性のある費用－
1. 六ヶ所再処理工場から国内各発電所に返送する可能性
０．０５兆円 上記に伴う使用済燃料輸送費用
2. 海外からの返還廃棄物の受入れが滞って行き場を失う可能性
 既存の海外返還廃棄物貯蔵施設（「高レベル放射性廃棄物
貯蔵管理センター）の未償却資産見合いの費用
 海外返還廃棄物の移送費用
 新規海外返還廃棄物貯蔵施設と将来の廃止費用

０．２５兆円※上記に加え、今後予定される海外返還予定廃棄物の返還時期延期による貯蔵費用の追加も発生し得る

3. 六ヶ所低レベル放射性廃棄物処分施設の受入れが延滞する可能性 ０．０６兆円
 新規低レベル放射性廃棄物処分施設のうち港湾、敷地費用
4. むつRFS建設計画中止の可能性（搬入予定の燃料が再処理されない場合）
 現在までの建設投資額（キャスク除く）
2012/4/19

原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

０．０３兆円

17新規

経済性：シナリオに基づく核燃料サイクルの総費用－比率Ⅱ（総発電電力量5.6兆kWh）まとめ－
シナリオ１（全量再処理）

１

２

シナリオ２
（再処理/処分併存）
中間貯蔵分を再処理

中間貯蔵分を直接処分

シナリオ３（全量直接処分）

ベース値

8.3兆円

8.3兆円

8.1兆円

5.6～5.7兆円

未償却資産の
見合い費用

―

―

―

1.78兆円

廃止に必要な設備・廃止措置費用等

ﾍﾞｰｽ値に含む

ﾍﾞｰｽ値に含む

ﾍﾞｰｽ値に含む

1.85兆円直接処分とガラス固化体の処分費用差―――

1.02兆円

上記に加え立地自治体との条件の変更に伴い下記費用が発生する可能性がある。
３―
2012/4/19―

0.03兆円

原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

0.39兆円18

社会受容性：立地困難性（使用済燃料貯蔵施設）
共通事項• 政策選択肢の柔軟性の確保のため、使用済燃料の貯蔵容量の増強が必要である。
• 使用済燃料貯蔵容量の増強に関して、地元の理解、同意に時間を要する。（敷地内：使用済燃料プールの増強、貯蔵施設の追設、敷地外：貯蔵施設の建設）• 敷地外の使用済燃料貯蔵施設に関しては地元の了解を得ているのはむつRFS一箇所のみである。むつRFSは、
使用済燃料を資源として50年間貯蔵することで地元了解と国からの事業許可を得ている。
• いずれのシナリオでも、地元からは使用済燃料を搬出すること（特に時期）を求められる。
シナリオ１（全量再処理）••

貯蔵する使用済燃料の量は、他のシナリオと比較して相対的に少ない。
地元に対し、使用済燃料は資源として貯蔵することで申し入れる。

シナリオ２（再処理/処分併存）•••

2030年まででは、貯蔵する使用済燃料の量はシナリオ1と同じ。
地元に対して、従来説明し理解を得ている内容に修正を加え、使用済燃料は資源として貯蔵するか廃棄物として貯蔵するか、不明確な位置付けで申し入れることになる。
申し入れに当たり、使用済燃料の扱いの将来像が不明な場合には、搬出先についても求められる可能性がある。

シナリオ３（全量直接処分）•••

貯蔵する使用済燃料の量は、他のシナリオと比較して相対的に多い。
地元に対して、従来説明し理解を得ている内容に修正を加え、使用済燃料は廃棄物として貯蔵することで申し入れる。
申し入れに当たり、搬出先についても求められる可能性がある。

2012/4/19

原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

19

社会受容性：立地困難性（最終処分施設）
共通事項

•
•

現時点で、貯蔵されている使用済燃料が約1.71.6万tＵ、ガラス固化体が約2,600本ある。放射性廃棄物の処分対策は将来世代に先送りすべきでない。
最終処分施設の立地はいずれのシナリオでも容易ではない。
シナリオ１（全量再処理）••

最終処分施設の面積は他のシナリオと比較して小さくなる。
ガラス固化体を前提とした地層処分については、ガラス固化の安定性等の知見が得られており、それを踏まえた立地活動が行われてきている。

シナリオ２（再処理/処分併存）•••

直接処分も行う場合には、最終処分施設の面積はシナリオ１と３の中間となる。（直接処分を行う使用済燃料の量に応じて増大する。）
直接処分も行う場合には、直接処分に関する十分な知見が得られるまで本格的な立地活動開始が困難なため、選定作業が遅れる可能性がある。
プルトニウム等の核物質を埋設することに住民の理解の獲得が必要である。
シナリオ３（全量直接処分）•••

最終処分施設の面積は他のシナリオと比較して大きくなる。
直接処分に関する十分な知見が得られるまで本格的な立地活動開始が困難なため、選定作業が遅れる可能性がある。
プルトニウム等の核物質を埋設することに住民の理解の獲得が必要である。

2012/4/19

原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

20

新規

政策変更または政策を実現するための課題

2012/4/19

原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

21

新規

雇用への影響シナリオ３（全量直接処分）


再処理事業を中止した場合には、サイクル事業に関連して働く約5,000人（県内出身約７割）の多くを占める事業の雇用へ影響を及ぼす可能性がある。

※サイクル施設及び付帯施設の関連業務（メンテナンス
等）を行う会社 合計５１社
出典：「豊かで活力ある地域づくりをめざして～原子燃料サイクル施設等の立地に伴う地域振興」より抜粋

2012/4/19

原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

22

新規

経済面、技術基盤面への影響
我が国が培ってきた核燃料サイクルの技術力への影
響（人材、技術基盤、インフラストラクチャーへの影響）

シナリオ１（全量再処理）•

軽水炉サイクル及びＦＢＲサイクル技術は現計画のままであり、今後開発を進めることで更なる発展が期待される。

シナリオ２（再処理/処分併存）•••

軽水炉サイクル技術については、現計画のままであり、今後開発を進めることで更なる発展が期待される。
直接処分技術について実用化に向けた研究開発を行うため、直接処分に関する人材、技術基盤、ｲﾝﾌﾗが蓄積される。但し、ガラス固化体処分と技術的に重なる部分が多く、その研究開発成果を流用できる。
FBRサイクル技術については、実用化に向けた研究開発から、その実施の判断に必要な研究レベルに変わることで、FBRに対する民間の投資意欲が減退する可能性がある。

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原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

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新規

経済面、技術基盤面への影響


我が国が培ってきた核燃料サイクルの技術力への影響（人材、技術基盤、インフラストラクチャーへの影響）
シナリオ３（全量直接処分）•

直接処分技術について実用化に向けた研究開発を行うため、直接処分に関する人材、技術基盤、ｲﾝﾌﾗが蓄積される。但し、ガラス固化体処分と技術的に重なる部分が多く、その研究開発成果を流用できる。
• 発電炉に比べて建設機会が非常に少ない再処理事業は、現在の施設の運転や改良工事を通じて知見の蓄積と改良を図りながら独自に技術力を維持・向上させる必要があり、事業が中止されれば、現時点で民間に蓄積されている建設・運転・保守の知見や人材は失われるため、再び再処理政策を選択したとしても、失われた技術を取り戻すために、長い期間や多大な費用が必要となる。
• FBRサイクルの実用化に向けた研究開発を中止した場合、関連の研究開発については、基本的に規模の縮小／中止（予算減、人員減、関連研究施設の廃止）となり、これまで培ってきた技術を長期間維持することは困難になる。また、これまで、常陽、もんじゅ等の建設・運転や、FBR実用化に向けて進めてきた研究開発によって民間に蓄積された技術・人材は失われることとなり、再びFBR実用化を目指したとしても、失われた技術を取り戻すために、長い期間や多大な費用が必要となる。
（参考）○高速増殖炉サイクル開発に関わる人材規模【ＪＡＥＡ】（核燃料サイクル工学研究所：約730名、 高速増殖炉研究開発センター（もんじゅ）：約210名、大洗研究
開発センター（常陽など）：約530名、次世代原子力システム研究開発部門：約180名）【メーカー】 約900人（FBRサイクル開発業務に従事するエンジニア数）○ 再処理事業に関わる人材規模【日本原燃】 約 2400人

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新規

日米原子力協定への影響
共通事項•

１９７４年のインドの核実験を契機としたカーター米大統領による核不拡散政策の強化により、
旧動力炉・核燃料開発事業団（現日本原子力研究開発機構）東海再処理施設（１９７１年建設開始）の運転にかかる日米原子力協定に基づく米国の同意取り付けが難航。核不拡散強化
方針を打ち出していた米国との間で10年にわたる交渉の結果再処理にかかる包括同意等を取り付けた（1988年）。
シナリオ１（全量再処理）•

再処理を継続する場合でも、福島事故を踏まえ、核セキュリティの強化など、より厳格な不拡散に関する措置が求められる可能性がある。

シナリオ２（再処理/処分併存）•••

再処理を実施する場合はシナリオ１と同じ。
再処理能力を超えた使用済燃料の扱いが不明確のままであるため、その取扱いを米国と協議することが必要となる可能性がある。
将来再処理するかどうか不明確な場合、改訂交渉が難航し、再処理の包括同意をとりつけられない可能性がある。
シナリオ３（全量直接処分）••

再処理を中止するため、日米協定にその内容を反映することが必要。
一旦再処理政策を取りやめ、再び再処理政策を選択しようとする場合、改訂交渉が難航し、長期に亘って再処理ができない可能性がある。

2012/4/19

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新規

海外再処理に伴う返還放射性廃棄物
共通事項

•
•

仏国からの低レベル廃棄物、英国からの高レベル廃棄物が返還される予定。
返還放射性廃棄物は、青森県の協力のもとに、ガラス固化体に関する廃棄物管理施設へ一時的に受け入れ、管理期間終了後に搬出することとなっている。
シナリオ１（全量再処理）•

ガラス固化体に関する廃棄物管理施設の位置付けは変わらず、返還放射性廃棄物を現行の廃棄物管理施設に受け入れる現計画に変更なし。

シナリオ２（再処理/処分併存）•

ガラス固化体に関する廃棄物管理施設の位置付けは変わらず、返還放射性廃棄物を現行の廃棄物管理施設に受け入れる現計画に変更なし。
シナリオ３（全量直接処分）••

再処理を中止するため、六ヶ所再処理工場のガラス固化体に関する廃棄物管理施設への返
還放射性廃棄物を受け入れることができなくなる可能性がある。
上記の場合、返還放射性廃棄物を受け入れるための施設を準備する必要があるが、受け入れ先の選定に時間を有する場合、仏国で「放射性廃棄物管理の研究に関する法律※」に抵触する等、国際問題となる可能性がある。
※放射性廃棄物管理の研究に関する法律 第３条－外国からの放射性廃棄物は、仮にその廃棄物が再処理委託によって発生した場合でも、再処理上、技術的に必要とされる期間を越えて貯蔵してはならない。

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合併

六ヶ所再処理工場の稼働が5年遅れた場合の評価

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原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

27

合併

六ヶ所再処理工場の稼働が5年遅れた場
合の解析結果（使用済燃料貯蔵量の推移）
使用済燃料貯蔵量の推移（六ヶ所再処理工場5年遅れた場合の影響）

使用済燃料貯蔵量（万ﾄﾝ）

3.5

3.0

2.5

むつRFS貯蔵容量（約0.5万トン）

Ⅱ－②で再処理5年遅れた場合

六ヶ所再処理工場プール容量（約0.3万トン）

約0.4万トン

2.0
Ⅱ－②

発電所の使用済燃料貯蔵容量

1.5
2010

2015

2020

2025

2030

西暦（年度）
注）個別サイト内の貯蔵量は全国17サイト中5サイトが貯蔵割合70％を超過（2011年9月末）

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28

合併

六ヶ所再処理工場の稼働が5年遅れた場合の影響
使用済燃料貯蔵量① 再処理の稼働がを5年留保遅れし、その後再処理を開始した場合には、国内における使用済燃料貯蔵量が2030年時点で再処理されない分（約0.4万トン）増加する。（青の実線⇒ピンクの実線）② この場合、発電所の使用済燃料貯蔵容量に六ヶ所再処理工場プール容量を加えた容量（灰色の破線）を2025年頃に上回ることとなる。
③ なお、再処理の稼働がを5年遅れ留保することによって、六ヶ所再処理工場から使用済燃料を搬出することを求められた場合※には、使用済燃料貯蔵量（ピンクの実線）は2018年頃に貯蔵容量（黒の実線）を上回ることとなる。
④ ②及び③の場合は、発電所毎に貯蔵状況は異なるので、上記の時期よりも早く貯蔵容量を超える発電所が出てくる可能性がある。
※青森県と事業者との覚書（H10.7.29)では、再処理事業の確実な実施が著しく困難となった場合には、協議の上、使用済燃料の施設外への搬出を含め、速やかに必要な措置を講ずることとなっている。

サイクル関連事業の停滞

この間、六ヶ所再処理工場の安全確保、機能維持のために年間約1,000億円の経費が必要となる。

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原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

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新規

参考：天然ウランの節約効果の推移
全量直接処分③

ウラン燃料

MOX燃料

1,200

年間燃料取替量[トン/年]

年間燃料取替量[トン/年]

ウラン燃料

全量再処理①

1,000
800
600
400
200
0
2013 2015 2017 2019 2021 2023 2025 2027 2029

西暦（年度）

MOX燃料

1,200
1,000
800
600

400
200
0
2013 2015 2017 2019 2021 2023 2025 2027 2029

西暦（年度）

注）ウラン燃料には初装荷分を含む

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原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

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新規

参考：直接処分とMOXリサイクルの比較

出典：第11回新大綱策定会議（平成24年3月29日）、資料第5号、山名委員からの提出意見より

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原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

31

新規

参考：再処理等積立金○原子力発電所の使用済燃料を再処理する事業は、その費用が巨額であり、事業が長期にわたるため、世代間の公平性の観点から、必要な資金を透明性・安全性が担保された形で確保する必要がある。
○このため、法※に基づき、各電力会社は再処理等に必要な費用を積み立てることが定められており、その使途は再処理の実施に限られている。
○再処理等積立金は、再処理事業者や各電力会社の内部積立とはせず、透明性・安全性の観点から、
法※に基づき、外部の資金管理法人に積み立て、管理・運用することとなっている。
※原子力発電における使用済燃料の再処理等のための積立金の積立て及び管理に関する法律
国債等購入
定期預金等

金融
機関

(公財)原子力環境整備促進
・資金管理センター（資金管理指定法人）

指定・監督・再処理等積立金の管理

元金・利息 ・再処理等業務に確実に支出されたことの確認

国
積立金の
取り戻し

積立金の
積立て

電力供給

電力
需要家

電力会社
（特定実用発電用原子炉設置者）

電気料金（一部が積立金原資）

再処理等積立金の積立て状況（経済産業大臣）（単位：億円） 再処理等の事業を実再処理等の実施
施するため計画等の届出
の再処理
等積立金
法の立案・
積立額の通知施行

平成17年度 平成18年度 平成19年度 平成20年度 平成21年度 平成22年度 平成23年度

総見積額

126,850

126,873

127,038

118,958

121,308

122,516

122,237

積立金残高

10,384

12,47915,682

18,38921,443

24,416

26,572※総見積額は法に基づき算定

 総見積額は六ヶ所再処理工場で再処理される使用済燃料（32,000ｔU）に係る再処理等の金額。

再処理等
費用の支出
再処理等の実施
計画等の届出再処理事業者等

再処理等積立金の基本的スキーム
出典：（公財）原子力環境整備促進・資金管理センターHP

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原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

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新規

参考：最終処分積立金○原子力発電所の使用済燃料から生じる高レベル放射性廃棄物等の最終処分事業は、その費用が巨額であり、事業が長期間にわたるため、世代間の公平性の観点から、必要な資金を透明性・安全性が担保された形で確保する必要がある。
○このため、法※に基づき、各電力会社等は最終処分に必要な費用を、毎年度、高レベル放射性廃棄物等の発生量に応じて、実施主体である原子力発電環境整備機構（NUMO）に拠出することが定められており、その使途はNUMOが実施する最終処分事業に限られている。
○最終処分拠出金は、NUMOの内部積立とせず、透明性・安全性の観点から、法※に基づき、外部の資金管理法人に積み立て、管理・運用することとなっている。
※特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律

金

国債等購入
定期貯金等

金融
機関
元金・利息

(公財)原子力環境整備促進
・資金管理センター（指定法人）

指定・監督

国・最終処分積立金の管理・最終処分業務に確実に支出されたことの確認

積立金の
取り戻し

拠出金
の
外部管
理

原子力発電環境整備機構（認可法人）（経済産業大臣）

 基本方針の策定
・最終処分の基本的な方機構の実施計画策定
向国による承認・関係住民の理解促進の為の施策等

・最終処分の実施
・施設の建設、改良、維持等
設立の認可・監督・概要調査地区等の選定 ・拠出金の徴収等
不測の事態への対応  最終処分計
解散の歯止め

電力供給

需要家

画の策定
・最終処分を実施する時
期、量拠出金の納付

電力

最終処分積立金の積立て状況
最終処分業務に必要な最終処分費（総見積額）

高レ ベル放射性 廃棄物
分（ガラス固化体分）

27,652

27,72827,87927,582

27,922

27,76927,183

T R U 廃 棄 物 分―
27,652―
27,7287,439
35,318

7,506
35,088

7,637
35,5597,548
35,317

7,404
34,587

合計※総見積額は法に基づき算定※TRU廃棄物分については、平成１９年の特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律の改正により制度化され、平成20年度から拠出を開始。

最終処分積立金運用残高

電気料金（一部が積立金原資）

2012/4/19（単位：億円）

平成17年度
平成18年度末 平成19年度末 平成20年度末 平成21年度末 平成22年度末 平成23年度末
末
高レ ベル放射性 廃棄物
分（ガラス固化体分）
T R U 廃 棄 物 分
合計

電力会社等
（発電用原子炉設置者等）（単位：億円）

平成17年算平成18年算定 平成19年算定 平成20年算定 平成21年算定 平成22年算定 平成23年算定
定

4,236

4,999

5,763

6,498

7,394

8,201

8,798

―
4,236

―
4,999

―
5,763

95
6,592

137
7,530

175
8,375

216
9,014

拠出金単価の決定

最終処分積立金の基本的スキーム

出典：（公財）原子力環境整備促進・資金管理センターHP

原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

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新規

参考；サイクルコスト試算条件（変更点）
項目

2011年10月技術小委

ウラン燃料濃縮度

今回

再処理モデル
現状モデル

BWR 3.7%
PWR 4.6%←

直接処分モデルPWR 4.5%←

平均取出燃焼度UO2燃料：45,000 MWd/t
MOX燃料：40,000 MWd/t←

炉内滞在時間

５年

←

熱効率

34.5%

←

為替レート

85.74 円/＄←

割引率

0, 1, 3, 5 %3％

再処理:中間貯蔵比率

50：50

次世代生成率

15%

←

所内率

3.5%

4.0%

80:20
（使用済燃料発生量の減少に伴う）（コスト等検証委員会に併せる）※ 上表以外は変更なし。

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原子力発電・核燃料サイクル技術等検討小委員会（第12回）

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