第14回原子力委員会
資料第2号

再処理施設における新規制基準への対応の概要及び平和利用について

２０２０年５月２６日

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目 次
１．再処理施設における新規制基準への対応の概要
２．操業までのスケジュール
３．平和利用について

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１．再処理施設における新規制基準への対応の概要

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安全性向上に対する当社の考え
新規制基準にしっかり対応し、世界一安全な原子燃料サイクル施設を目指します。
２０１３年１２月に施行された新規制基準への対応を、安全について原点に戻って基本から再確認する大きな機会と捉え、「より安全なサイクル施設」の確立に向けて全社をあげて取り組んでまいります。

新規制基準への迅速かつ確実な対応および⾃主的な取り組み
福島第⼀原⼦⼒発電所事故を踏まえた緊急安全対策

・電源⾞の追加配備（２台）、外部電源の確保
・がれき撤去⽤ホイールローダの設置 など

新潟県中越沖地震を踏まえた安全対策
・免震構造の新緊急時対策所の設置
・電源⾞の配備(１台) など

安全性・信頼性の向上

より⾼い⽔準の安全性を追求

従来の規制基準に基づく安全対策
・国内外の事故事例の調査と設計への反映
新潟県中越沖地震 福島第⼀原⼦⼒発電所 新規制基準⾻⼦案（2007年7⽉）
事故(2011年3⽉）（2013年7⽉）

新規制基準施⾏（2013年12⽉）

4新規制基準対応に関するこれまでの経緯
 ２０１４年１月７日、新規制基準への適合性確認等の審査を受けるため、原子力規制委員会に対し、事業変更許可および保安規定変更認可を申請。
2013年
12/18 サイクル施設の新規制基準の施行
12/19 （青森県） 知事、議会議長報告（六ヶ所村）村長、議会議長報告⇒ 報告後、安全協定に基づく「新増設等計画書（事前了解願い）」を提出
12/26 青森県／六ヶ所村による事前了解
2014年
1/ 7 原子力規制委員会に対し、法令に基づく適合申請（事業変更許可申請、保安規定変更認可申請）⇒その後、記載内容の追加等を行い、事業変更許可申請書の一部補正を実施（これまでに計20回）
2017年10月11日～2018年4月4日 安全審査中断（設備を管理下に置く活動のため）2020年5月13日 第5回原子力規制委員会において、再処理事業変更許可申請書に関する審査書案を了承
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新規制基準の概要○当社の対策の概略＜重⼤事故対策＞

・臨界事故
・冷却機能喪失による蒸発乾固・放射線分解により発⽣する⽔素による爆発
・有機溶媒等による⽕災または爆発・使⽤済燃料の著しい損傷 他
新たに追加した
対策

従来の基準

新規制基準

⻯巻対策
⽕⼭対策
不法侵⼊対策溢⽔対策＜安全設計＞
主な強化対策

化学薬品漏えい対策
・⽕災感知器の多様化、耐⽕壁による⽕災の影響軽減、固定式消⽕設備の設置、系統分離対策

⽕災・爆発の対策
地震・津波対策・基準地震動の引き上げ450Gal→最⼤加速度700Gal

外部⽕災対策・防⽕帯を設置、薬品貯槽を地下に移設

従来から考慮済みの対策
臨界対策

外部電源の多重化
漏えい対策

新規制基準では、「重大事故対策」、「溢水による損傷の防止」、また、「外部からの衝撃による損傷の防止（竜巻／火山を新設）」等について、従来の規制要求に追加、強化・明確化された。

その他の対策・落下防⽌、崩壊熱除去、放射線遮へい等

6新規制基準における審査の枠組み○新規制基準に関する審査「設計基準対象施設」
 地震、竜巻、火災および溢水等の想定される厳しい事
象に対しても設計により安全性を確保するための基準「重大事故等対処施設及び重大事故等対処に係る技術的能力」
 発生する可能性は非常に小さいが、設計基準を超える厳しい条件で発生する万一の事故を想定し、実施する対策
 重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査の基準○地震・地盤に関する審査（各施設共通）◆ 新規制基準以外の対応

・使用済燃料の冷却期間変更
・敷地境界等の変更
・低レベル廃棄物貯蔵設備の最大保管廃棄能力変更
・ＭＯＸ燃料加工施設との接続に係る変更 等
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新規制基準対応における安全審査の状況－施設に関する審査の状況
 第346回 審査会合（2020.3.26）において、3月13日付けで提出した再処
理事業変更許可申請書の一部補正の内容に関し、新基準適合性審査に必要な事項として「再処理事業所再処理事業変更許可申請書の一部補正に対する主要な指摘事項」を受ける。
 審査会合でこれまでに説明した内容および「再処理事業所再処理事業変更許可申請書の一部補正に対する主要な指摘事項」を網羅した補正書を提出（2020.4.13,28）
 第５回 原子力規制委員会（2020.5.13）において、再処理事業変更許可申請書に関する審査書案が了承された。
 使用済燃料の冷却期間については、既に保管されている使用済燃料を、今後再処理することを考えれば、実際にせん断処理する使用済燃料の冷却期間は、設計条件としている使用済燃料の冷却期間よりも長くなることから、既許可申請書の冷却期間に基づく安全設計等を維持するが、放射能量が低減されるため、放出管理目標値を、見直し後の冷却期間（15年）に基づき、既許可申請書の数値を見直している。
既許可申請書

変更申請書

使用済燃料の受入れまで１年以上燃料貯蔵プール全体（約3,000ｔ）のうち600ｔ未満は４年以上、それ以外は12年以上

せん断処理まで４年以上せん断処理まで15年以上※年数は使用済燃料最終取出し前の原子炉停止時からの冷却期間8新規制基準対応における安全審査の状況－地盤・地震に関する審査の状況①
 地盤・地震で審議される主な項目である①敷地内断層、②内陸地殻内地震（敷地周辺断層）、③地下構造評価、④プレート間地震、⑤海洋プレート内地震、⑥震源を特定せず策定する地震動、⑦基準地震動、⑧津波、⑨火山については、第176回審査会合（2016.12.26）において、審議が終了し、出戸西方断層の長さは 11ｋｍに、基準地震動Ssは10波で最大加速度700ガルに、火山灰層厚は36ｃｍ（対象：十和田）に確定。
 その後、第176回審査会合以降、審議項目に係る新たな情報等を踏まえ、まとめ資料の再整理を行い、第243会審査会合（2018.9.14）において説明し、妥当な検討がなされており、今後審査会合にて審議すべき論点はないとされた。（上記評価に変更なし）
 さらに、第267回審査会合（2019.3.29）及びそれ以降の審査過程で、原子力規制委員会から以下を求められた。
 出戸西方断層の北端（今泉ほか編（2018）が指摘）に関するデータ拡充
及び同断層南方に位置する向斜構造の活動性に関するデータ拡充。
 八甲田山の最後の巨大噴火（約40万年前）以降の最大規模の噴火を用いた降下火砕物の再評価。
9新規制基準対応における安全審査の状況－地盤・地震に関する審査の状況②
 出戸西方断層については、まず、北端では、ボーリング調査（54孔）等のデータ拡充を行い、今泉ほか編（2018）が指摘する位置に活断層は存在しないと評価した。一方、南方に位置する向斜構造ついては、ボーリング調査（6孔）や露頭調査（11か所）によるデータ拡充を行い、向斜構造を不整合に覆う六ヶ所層（第四紀前期～中期更新世）がほぼ水平に堆積していることから、六ヶ所層堆積中及びそれ以降の活動はないことを評価した。これらは、現地調査（原子力規制委員会）及び現地確認（原子力規制庁）によって確認された。
 火山については、評価対象を八甲田山の最後の巨大噴火（約40万年前）以降の最大規模の降下火砕物である甲地軽石と評価した。降灰シミュレーションの実施に当たり、甲地軽石は非常に古い噴火で情報が乏しいため、過去の降灰分布が概ね再現できる解析結果に基づき入力パラメータを設定した。解析の結果、不確かさとして、敷地方向の風が吹き続けるケースが最大で、設計層厚を55cmと評価した。
 第339回審査会合（2020.2.21）において、第267回審査会合以降の出戸西方断層及び八甲田山の指摘事項等を反映したまとめ資料について説明した結果、審議するべき論点はないとし、審議は終了し、出戸西方断層の長さは11ｋｍ、基準地震動Ssは10波で最大加速度700ガルとこれまでの評価に変更はなく、火山灰層厚は36ｃｍから変更して55ｃｍ（対象：八甲田山）に確定。
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新規制基準対応における安全審査の状況－基準地震動の策定

11新規制基準を踏まえた安全性向上工事【設計基準対策 安全性向上工事例 ①外部衝撃に対する主な対策 】
対策

実施概要

火山対策

 降下火砕物の侵入防止対策として、設計基準対象施設の安全機能が損なわれないようフィルタを設置する

竜巻防護対策 屋外に設置されている冷却塔に、竜巻による飛来物から防護するためのネットを設置
 冷却塔２系統を竜巻防護対象設備とし、一部冷却塔を移設

対策前

竜巻防護対策の完成イメージ12

新規制基準を踏まえた安全性向上工事【設計基準対策 安全性向上工事例 ②外部火災及び溢水の主な対策 】
対策

実施概要

外部火災

 森林火災に対して、火線強度に基づき防火帯幅を２５ｍ以上とする

溢水防護対策 溢水防護区画への流入防止対策として、水密扉、堰を設置する

防火帯

水密扉のイメージ

堰の設置例

 サポートを追加･補
強し、耐震BCクラス
配管等を耐震補強13新規制基準を踏まえた安全性向上工事【設計基準対策 安全性向上工事例 ③火災の主な対策 】
対策

実施概要

火災・溢水防護  配 管 と 壁 の 隙 間対策に充てん材を充てんし、火災の延焼や水の流入を防止

貫通部の充てん例
充てん材

配管
コンクリート壁

火災防護対策 火災感知器の多様化
 自動消火設備の設置
 水素濃度計の設
置
 消火用水の多重化対策
 系統分離対策（ラッピング・高感度感知器の設置）※溢水防止、火災防止を同時に行う場合もある

火災対策工事の現場状況（足場材設置）
充てん部

現場確認

配管貫通部（充てん部）
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新規制基準を踏まえた安全性向上工事【重大事故対策 安全性向上工事例 ①臨界事故の主な対策】
対策

実施概要

重 大 事 故 対 処  臨界事故による放射性物質の放出量を低減するため、廃ガス貯留槽に放射設備（廃ガス貯性物質を閉じ込める。
留設備）の設置【廃ガス貯留設備の概略仕様】（各建屋1系統設置）
建屋

廃ガス貯留槽の容量放出抑制効果

前処理建屋

約10ｍ３

放射性エアロゾル︓約85％
放射性希ガス・ヨウ素︓約99％

精製建屋

約21m3

放射性エアロゾル︓約75％
放射性希ガス・ヨウ素︓約99％
廃ガス貯留槽空気圧縮機を⾃動起動し、放射性物質を廃ガス貯留槽に加圧しながら貯留する。

⾼性能粒⼦
フィルタ

隔離弁
（開） 空気圧縮機
（起動）

逆⽌弁

精製建屋の廃ガス貯留設備の概要図

排⾵機（停⽌）15新規制基準を踏まえた安全性向上工事【重大事故対策 安全性向上工事例 ②冷却機能の喪失による蒸発乾固の主な対策 】
対策実施概要重 大 事 故 対 処  高レベル廃液等の沸騰によるセル圧力上昇の抑制等の追加対策として、凝縮設備（凝縮器）器により蒸気を凝縮する。また、凝縮器の下流側に高性能粒子フィルタを設置の設置し、セル導出前に放射性物質を低減する。
【各建屋に設置予定の凝縮器及び予備凝縮器の概略】（各建屋2系統設置、但し分離建屋の1基は既設）部屋の⾼所に設置
凝縮器の概要図

凝縮器 設置場所【⼤気中への放射性物質の放出量（セシウム－137換算）】
建屋

放出量の有効性評価の判断基準

前処理建屋、分離建屋、精製建屋、ウラン・プルトニウム混合脱硝建屋
⾼レベル廃液ガラス固化建屋

事態が収束するまでの放出量※
5×10-6TBq

100TBqを下回ること
4×10-6TBq※ 冷却コイル等への通⽔の実施により、⾼レベル廃液等が未沸騰状態に移⾏するまでの間の放出量に⽔素掃気⽤の圧縮空気に同伴する放射性物質の放出量を加算した合計値

16新規制基準を踏まえた安全性向上工事【重大事故対策 安全性向上工事例 ③緊急時対策所関連の対策】
対策

実施概要

保管庫、貯水槽  貯水槽（約20,000m3 ２箇及び燃料貯槽所）を設置の新設
 重大事故対処設備の保管庫 （ 建 築 面 積 約 5,900 ㎡2箇所）を貯水槽上部に設
置
 保管庫に隣接して、燃料貯槽を設置
 水源及びアクセスルートの確保

保管庫

貯水槽
保管庫・貯水所の完成予想図

緊 急 時 対 策 所  換気設備や環境測定設備の新設の拡充による、対応要員の活動性向上
（既存）
免震構造
収容人数 約200名
建築面積 約1,000㎡

（新設）
耐震構造
約360名
約4,900㎡

緊急時対策所の完成予想図
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新規制基準対応に伴う配備設備
 重大事故等に対処するため、既に設置済の設備を含め、以下の設備を配備
冷却機能の確保

大型移送ポンプ車

冷却機能の確保

使用済燃料の損傷防止

可搬型中型移送ポンプ
可搬型スプレイヘッダ

放出抑制対策

水素による爆発への対策
その他の設備○燃料貯蔵プール監視設備

可搬型放水砲可搬型空気圧縮機
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訓練等への取組み
 2020年3月6日の防災訓練の状況
分離建屋における蒸発乾固対策の実施風景
建屋外建屋内 2016年2月16日の防災訓練の状況

可搬型放⽔砲対象となる施設などに放⽔し、放射性物質の拡散を抑制

⽔中ポンプの投⼊尾駮沼を⽔源として冷却⽔を確保

ホイールローダーを⽤いた
路⾯の確保

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（参考）臨界事故への対策
臨界事故が発生すると、新たに核分裂生成物（主に放射性物質）が生成され、外部に放出される可能性があります。
また、臨界に伴い発生する熱エネルギーにより溶液が沸騰することで、溶液中の放射性物質が外部に放出される可能性があります。

臨界事故の発生を検知して、自動で薬剤（中性子吸収材）を供給します。
① ８つの機器に対し、臨界事故への対策が可能となるよう準備します。（これまでは２つの機器）② 臨界事故の発生を検知し、薬剤（中性子吸収材）を自動で供給します。

機器内の水素濃度を低下させるため、空気を手動で供給します。
③ 放射線分解により発生する水素を機器外に追い出すため、手動で空気を供給します。

換気系統を自動で切り替えることで、発生した放射性物質を貯留します④ 換気系統を自動で切り替え、新たに設置する貯槽に放射性物質を貯留することで、半減期の短い放射性物質を減衰させます。
圧縮空気
供給設備

臨界事故の発生を検知して自動で弁を開く
薬剤（中性子吸収材）の供給
水素掃気用空気の供給換気系統の自動切替供給弁
（開）

隔離弁
（開）

供給弁
（開）

臨
界
発
生γγγ

放射性物質
逆止弁

主排気筒

空気圧縮機
（起動）

排風機
（停止）

高性能粒子
フィルタ

臨界発生を検知放射性物質を貯留する

気体の流路を自動で遮断

セル《解説》 半減期
放射性物質の量（放射能）が半分になるまでの時間。臨界事故で生成される放射性物質のうち、被ばく影響が大きい核種の多くが短半減期（5分以下）である。

《解説》 臨界
中性子がウラン235等の核分裂性物質にあたると核分裂が起きます。核分裂に伴い、新たな中性子とともに熱エネルギーが発生します。
新たに発生した中性子が別の核分裂性物質にあたることで、再び核分裂が起きます。 このように核分裂が連鎖的に継続することを臨界といいます。
臨界を収束させるためには、発生した中性子が核分裂性物質にあたらないよう、中性子を除去（薬剤にて吸収）する必要があります。

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（参考）冷却機能の喪失による蒸発乾固への対策
電源が喪失し、冷却機能が失われると、高レベル廃液等の沸騰・蒸発が進み、沸騰した蒸気に同伴されて、放射性物質が外部に放出される可能性があります。

可搬型のポンプを使って、冷却を維持するとともに、冷却機能の喪失による蒸発乾固の進行を防止します。
①

冷却設備に可搬型中型移送ポンプをつなぎ冷却を維持します。

②

可搬型中型移送ポンプを使って、貯槽に直接注水し、蒸発乾固が進行することを防止します。
可搬型中型
移送ポンプ

なんらかの原因で冷却不能※排水は貯水槽へ移送

第１貯水槽

可搬型中型
移送ポンプ

《解説》冷却機能の喪失による蒸発乾固
高レベル廃液等の沸騰により溶液中の水分が蒸発し、やがて水分が無くなり、最終的には溶質が乾燥・固化に至るまでの一連の現象を指します。沸騰が継続し、ルテニウムを内包する高レベル廃液等において硝酸濃度が約6 規定以上の場合に、温度が約120℃以上に至ると、ルテニウムが揮発性の化学形態となり気相中への移行量が増加します。

冷却できなくても、外部への放射性物質の放出量を低減します。
③④

沸騰に伴い発生した蒸気を凝縮器で凝縮することにより、放射性物質の放出量を低減します。
フィルタを通すことにより、放射性物質の放出量を低減します。

《解説》
凝縮
蒸気は冷やされると液体になります（凝縮）。放射性物質を含む蒸気は、凝縮により液体として回収が可能です。
凝縮器
冷却水により冷却することで、蒸気を凝縮し液体にして回収する設備です。
セルにおける放射性物質の除去
大空間のセルにおける放射性物質の滞留及び重力沈降等により放射性物質が除去されます。

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（参考）放射線分解により発生する水素による爆発への対策
貯槽内の水素濃度が上昇し、万が一着火すると爆発を起こし、放射性物質が外部に放出される可能性があります。
可搬型空気圧縮機を使って、空気を供給します。
①発生防止対策として、配管に可搬型空気圧縮機をつなぎ空気を供給します。（可搬型空気圧縮機の接続までは、新規設置する圧縮空気自動供給系、機器圧縮空気自動供給ユニットから空気を供給します。）②発生防止対策が機能しなかった場合には、拡大防止対策として、別の配管に可搬型空気圧縮機をつなぎ空気を供給します。（可搬型空気圧縮機の接続までは、新規設置する圧縮空気手動供給ユニットから空気を供給します。）
可搬型空気圧縮機

可搬型空気圧縮機

×
なんらかの原因
で空気供給不能

空気圧縮機

空気圧縮機

空気圧縮空気手動供給ユニット（追設）

機器圧縮空気自動供給ユニット（追設）

圧縮空気自動供給系（追設）

別の配管で空気を供給×
なんらかの原因
で空気供給不能

空気圧縮機

水素

空気圧縮機

空気圧縮機

空気水素

空気圧縮機

水素爆発しても、外部への放射性物質の放出量を低減します。
③配管を遮断し、建屋内のセルに放射性物質を滞留させます。
④フィルタを通すことにより、放射性物質の放出量を低減します。

凝縮器

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（参考）有機溶媒等による火災または爆発への対策＜ＴＢＰ等の錯体の急激な分解反応＞ 濃縮缶への供給液に対するＴＢＰ（りん酸トリブチル）の除去機能が喪失することで濃縮缶内にＴＢＰが多量に供給され、硝酸やプルトニウムと錯体を形成し、加熱制御に異常を来し、過濃縮が発生した場合にＴＢＰ等の錯体の急激な分解反応が発生し、放射性物質が外部に放出される可能性があります。

濃縮缶への供給液の供給を停止し、分解反応の再発を防止します。

濃縮缶の加熱を停止し、分解反応の再発を防止します。

①ＴＢＰ等の錯体の急激な分解反応の発生を検知・判定した場合に、自動又は手動にて供給液の移送機器を停止し、供給液の供給を停止します。

②ＴＢＰ等の錯体の急激な分解反応の発生を検知・判定した場合に、蒸気発生器へ一次蒸気を供給する系統の手動弁を閉止し、プルトニウム濃縮缶の加熱を停止します。

重大事故時
供給液停止弁
塔槽類廃ガス処理設備へ
プルトニウム濃縮缶
供給槽ゲデオン※

加熱蒸気

圧縮空気

Ｔ

一次蒸気停止弁

自動または手動で閉止する。

※プルトニウム濃縮缶供給

プルトニウム濃縮缶
プルトニウム濃縮缶供給槽

一次蒸気
凝縮水

プルトニウム濃縮缶

槽ゲデオンはプルトニウム濃縮缶へ供給液を供給する移送機器である。内部を減圧することで供給液を汲み上げて供給する。

蒸気発生器

ＴＢＰ等の錯体の急激な分解反応が発生しても、外部への放射性物質の放出量を低減します。
③ＴＢＰ等の錯体の急激な分解反応により発生した放射性物質を廃ガス貯留槽に導出し、貯留します。
貯留完了後は、高性能粒子フィルタにより放射性物質を除去し、外部への放射性物質の放出量を低減します。

逆止弁

隔離弁

廃ガス貯留槽排風機を停止し、ＴＢＰ等の錯体の急激な分解反応により発生した放射性物質を廃ガス貯留槽へ導出し、貯留する。

空気圧縮機
高性能粒子フィルタ

プルトニウム濃縮缶

廃ガス貯留槽が規定の圧力に達した場合に貯留完了と判断し、排風機を再起動する。
高性能粒子フィルタで放射性物質を除去した廃ガスを主排気筒から放出する。

排風機

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（参考）使用済燃料の著しい損傷への対策
燃料貯蔵プール等の冷却機能及び注水機能が喪失すると、水位が低下し、使用済燃料の著しい損傷により放射性物質が外部に放出される可能性があります。

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２．操業までのスケジュール

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操業までのスケジュール
 操業までに下記を実施◆安全性向上対策⼯事◆新規制基準への適合確認◆⻑期にわたり停⽌していた設備の起動前確認◆中断していたアクティブ試験の再開◆ガラス固化設備の使⽤前検査◆全ての設備の機能確認

 しゅん⼯後は地元⾃治体の理解を得て、操業運転を開始

2013年5⽉
ガラス固化社内試験終了
1984年度～

2001年4月～

設
計・建設

通⽔作
動試験～2004年9月

ガラス固化試験（使⽤前検査）等の実施

2002年11月～ 2004年12～ 2006年3月～

化
学試
験ウラン
試
験

2021年度上期

アクティブ試験2008年10⽉までにガラス固化以外の試験を終了し、せん断・溶解等の稼動を停⽌

安全審査
設工認

しゅん
⼯安全協
定

操業
運
転～2005年12月 ～2006年1月

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３．平和利用について

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再処理事業の平和利用について
今回の事業変更許可申請書において、再処理事業の平和利用に関するものとして、以下を記載。詳細は、次頁以降に示す。
添付書類一

再処理の事業の目的に関する説明

Ｐ ２９，３０「使用済燃料再処理等実施中期計画」に従うとともに、「我が国におけるプルトニウム利用の基本的な考え方」を踏まえ、再処理事業を平和の利用に限り行うことを説明。
添付書類二事業計画

P ３１

事業計画として、年度ごとの予定再処理数量を記載。但し、本数値は当社の想定であり、「使用済燃料再処理等実施中期計画」に基づき再処理を行う。
本文六

使用済燃料から分離された核燃料物質の処分の方法

P ３２

ウラン酸化物及びウラン・プルトニウム混合酸化物は、原子炉の燃料として平和の目的に限り利用するために、特定実用発電用原子炉設置者に引渡すことを説明。

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再処理事業の平和利用について■添付書類一 再処理の事業の目的に関する説明書
平成30年７月に閣議決定されたエネルギー基本計画において、核燃料サイクル政策については、我が国は、資源の有効利用、高レベル放射性廃棄物の減容化・有害度低減等の観点から、使用済燃料を再処理し、回収されるプルトニウム等を有効利用する核燃料サイクルの推進を基本的方針とし、具体的には安全確保を大前提にプルサーマルの推進等を進めることが明確化されている。この政府の方針に基づいて、当社で行う再処理の事業は、エネルギー資源の乏しい我が国にとって大きな意義がある。
「原子力発電における使用済燃料の再処理等の実施に関する法律」では、使用済燃料の再処理等の着実な実施のために必要な資金を安定的に確保できるよう、拠出金制度及び認可法人制度の創設を明確化するとともに、使用済燃料再処理等実施中期計画の策定等について規定している。また、使用済燃料再処理等実施中期計画
は、同法の規定により、使用済燃料再処理機構が定め、経済産業大臣の認可を受けなければならないとされている。なお、同法の附帯決議において、経済産業大臣が認可する際には、原子力委員会の意見を聴くものとされている。

（次ページに続く）
29

再処理事業の平和利用について■添付書類一 再処理の事業の目的に関する説明書
当社の再処理の事業は、使用済燃料から回収されるウラン及びプルトニウムを原子炉の燃料として平和の目的に利用するため、国内の原子力発電所で生じる使用済燃料を再処理するものであり、さらに、使用済燃料に含まれる放射性廃棄物を適切に管理及び貯蔵することをも目的とした原子燃料サイクルの要となる事業である。
以上のことを踏まえ、当社は、引き続き従来どおり、「原子力基本法」にのっとり、厳に平和利用に限り再処理事業を行う。また、当社が行う再処理事業は、「原子力発電における使用済燃料の再処理等の実施に関する法律」に基づき使用済燃料再処理機構が行う業務の一部が委託されたものであり、使用済燃料再処理機構と当社において締結した使用済燃料再処理役務委託契約に基づき実施するものである。その実施においては、「原子力発電における使用済燃料の再処理等の実施に関する法律」第45条第１項に基づいて策定される使用済燃料再処理等実施中期計画に従うとともに、平成30年７月に原子力委員会決定された「我が国におけるプルトニウム利用の基本的な考え方」を踏まえるものとする。
このような目的に沿って、安全性を最優先とし、再処理施設を建設運転するとともに国際約束の実施のために必要な措置を講ずることにより、再処理の事業の確立を図る。
30

再処理事業の平和利用について■添付書類二 事業計画書【事業変更許可申請書に記載している再処理数量】
種類

年度 令和３発電用BWR使用済ウラン燃料
発電用PWR使用済ウラン燃料

48
32

４５192

288

128

単位：(t･UPｒ)

６７８９10111213640

800

800

800

800

800

800

800

192

上記の数値は当社の想定であり、「原子力発電における使用済燃料の再処理等の実施に関する法律」第45条第１項に規定する使用済燃料再処理等実施中期計画に基づき再処理を行う。

31

再処理事業の平和利用について■本文六 使用済燃料から分離された核燃料物質の処分の方法
使用済燃料から分離されたウラン酸化物及びウラン・プルトニウム混合酸化物は、原子炉の燃料として平和の目的に限り利用するために、使用済燃料再処理機構との使用済燃料再処理役務委託契約に基づき特定実用発電用原子炉設置者に引渡す。
引渡しは再処理施設において行うが、具体的な方法については特定実用発電用原子炉設置者と協議を行う。また、引渡しを行うまでの間再処理施設において一時保管する。
なお、特定実用発電用原子炉設置者とは、「原子炉等規制法」第四十三条の三の五第２項第８号に掲げる使用済燃料の処分の方法として再処理する旨を記載して同条第１項の許可を受けた実用発電用原子炉の設置者をいう。

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