４．原子力資源をより有効に利用するために

(1)

４．原子力資源をより有効に利用するために

（1）原子力発電所で発電に使用する核燃料

① 核燃料サイクルのウランの流れ

図表の出典：電気事業連合会原子力図面集

② ウラン濃縮（遠心分離法）の仕組み

(2)

③ ウラン燃料加工工程

④

燃料集合体の概要

加圧水型炉（PWR）用

沸騰水型炉（BWR）用

(3)

（２）使用済燃料

① 使用済燃料の現状

使用済燃料

貯蔵対策必要量

図表の出典：電気事業連合会原子力･エネルギー図面集

使用済燃料の中間貯蔵方式（例）

出典：資源エネルギー庁パンフレット図表の出典：電気事業連合会原子力図面集

(4)

（３）再処理

① ウラン燃料の核分裂による変化

ウラン燃料を使用すると、核分裂で発生する中性子がウラン 238 に吸収されてプルト

ニウムがつくられる。1,000kg（1 トン）当たりでは、プルトニウムは、約 18kg つくら

れるが、そのうち、8kg のプルトニウムはウラン燃料とともに核分裂して消費される。こ

うして、発電後の燃料（使用済燃料）は、燃え残りのウラン 235 が 10kg、生成された

プルトニウムが 10kg、そして、核分裂生成物（廃棄物）が 30kg（全体の 3％）という

状態に変化する。

② 再処理施設の概要

事業所名所在地

指定年月処理方法

最大処理能力備考

核燃料サイクル開

発機構

東海事業所

茨城県

東海村

昭和 55 年 2 月

(1980 年)

（注 1）

湿式ピュー

レックス法

210 ﾄﾝ･ｳﾗﾝ／年

（0.7 ﾄﾝ･ｳﾗﾝ/日）

本格操業

昭和 56 年 1 月

日本原燃株式会社

再処理事業所

青森県

六ヶ所村

平成 4 年 12 月

(1992 年)

湿式ピュー

レックス法

800 ﾄﾝ･ｳﾗﾝ／年

（4.8 ﾄﾝ･ｳﾗﾝ/日）

平成 11 年 12 月

（注 2）

注1) 原子炉等規制法の一部改正（昭和 54 年 6 月）に伴い、承認があったとみなされた日

注2) 現在、使用済燃料受入れ及び貯蔵に必要な施設のみ運転中であり、再処理設備本体等については、

建設中（ウラン試験実施中平成 16 年 12 月末現在）。

出典：原子力安全白書（平成 15 年版）日本原燃ホームページ

(5)

（４）プルサーマル

① プルサーマルに使用される MOX 燃料とはどのようなものか

② MOX 燃料の我が国での使用実績はあるのか

フランスなどでは、20 年以上、MOX 燃料集合体 3,000 体以上の装荷実績がある。国

内でも、沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）では敦賀１号炉で 1986 年から 2 体、加圧水型軽水

炉（ＰＷＲ）では美浜１号炉で 1988 年から 4 体の MOX 燃料を使った実証試験を行っ

て、燃料の健全性を確認している。また、新型転換炉の「ふげん」では、昭和 54 年から

の約 24 年間に、772 体の MOX 燃料を装荷してきた

「ふげん」における MOX 燃料装荷実績

出典：核燃料サイクル開発機構・ふげん発電所ホームページ

(6)

（５）高速増殖炉

① 高速増殖炉と軽水炉との違いは何か

従来の軽水炉と高速増殖炉の基本的な違いとしては、次の３点があげられる。①燃料の増

殖性をより良くするために軽水炉のような熱中性子でなく、高速中性子を使用。②発生した

熱を炉心から取り出すために、軽水炉では水を使用するが、高速増殖炉では中性子を減速す

る作用が小さく、熱伝導率のよいナトリウムを使用。さらにナトリウムは沸点が高いために、

高温でも低圧で使用することができるという長所がある。③軽水炉では一般にウランだけを

燃料として使うのに対し、高速増殖炉ではプルトニウムとウランを混合して使用している。

高速増殖炉(FBR)のしくみ

高速増殖炉と軽水炉の比較

157気圧 (P W R )

71気圧 (B W R )

約 0.6気圧

圧力

約 300℃

約 500℃

温度

水

ナトリウム

冷却材

熱中性子

高速中性子

中性子

ウラン

プルトニウム

燃料

軽水炉

高速増殖炉

出典：第 7 回福井県もんじゅ安全性調査検討専門委員会資料 No．１−３

(7)

② 高速増殖炉を開発する意義（天然ウラン利用効率等）

エネルギー資源に乏しい我が国においては、長期的なエネルギー安定供給基盤の確保は国

の存立に関わる重要な課題である。高速増殖炉サイクル技術は、(1)発電をしながら消費され

た以上の核燃料（プルトニウム）を生成し、ウランの利用効率を飛躍的に高めることができ

ること、(2)高レベル放射性廃棄物中に長期に残留する放射能を少なくして環境負荷をさらに

低減させることができる、等の可能性を有している。

したがって、将来のエネルギー問題を解決するための有力な選択肢を確保しておく観点か

ら、その研究開発に着実に取り組むことが重要と考えられる。

「なぜ高速増殖炉を開発するのか」

(8)

③ 高速増殖炉ではなぜナトリウムを使用するのか

ナトリウムは、次のように高速増殖炉の冷却材として、優れた性質をもっているために使

用している。第１に、中性子を減速する性質が弱く、核分裂の時に発生する中性子の数が多

くなり、ウラン 238 をプルトニウムに多く変えることができること。第２に熱を伝える性質

が、水の 150 倍と非常に良いこと。第３に水と比べて沸騰する温度が高く、高温でも常圧で

使えること。下表にナトリウムの特徴を水と比較して示す。

ナトリウムは高速炉

に適している

ナトリウムは高温で

も、常圧でよい

ナトリウムを液体状

態に保つため予熱ヒー

ターの設置

２次ナトリウム系の

採用

ナトリウム・水反応

などの対策を実施

大

小

約

100 ℃

約

0 ℃

小

大

約

880 ℃

約

100 ℃

大

中性子の減速

熱の伝え易さ

沸点

融点

化学

的

活

性

設備

水

冷却材としてのナトリウムと水の比較

ナトリウム

(9)

④ 「もんじゅ」の訴訟の概要

もんじゅ民事訴訟

（建設・運転差止請求訴訟）

被告：サイクル機構

提訴（福井地裁）

[昭 60.9.26]

実体審理（福井地裁）

口頭弁論第 1 回[昭 61.4.25]

∼ 第 54 回 [ 平

11.4.28]

福井地裁判決（被告勝訴） [ 平

12 3 22]

名古屋高裁金沢支部へ控訴[平 12.3.24]

実体審理（名古屋高裁金沢支部）

口頭弁論第 1 回[平 12.12.18]

∼第 9 回[平 14.11.27]

進行協議第 1 回[平 12.11.1]

∼20 回[平 14.11.27]

ただし、行政訴訟の審理が先行、

実質審理なし

原告からの訴えの「取下書」を受領

[ 平

第 21 回進行協議 [平 15.3.17]

サイクル機構、「同意書」を提出

[ 平

15.3.24]

民事訴訟の裁判終了

もんじゅ行政訴訟

（原子炉設置許可処分無効確認請求訴訟）

被告：経済産業大臣

福井地裁判決[昭 62.12.25]

原告全員の原告適格を否定

名古屋高裁金沢支部判決[平元 7.19]

原子炉から半径 20km 圏内の者の

原告適格を肯定、圏外者は否定

最高裁判決[平 4.9.22]

全員の原告適格を肯定

審理を福井地裁に差し戻し

実体審理（福井地裁）

[平 4.11.20∼平 11.4.28]

名古屋高裁金沢支部へ控訴[平 12.3.24]

実体審理（名古屋高裁金沢支部）

口頭弁論第 1 回[平 12.12.18]

∼第 8 回（結審）[平 14.4.24]

進行協議第 1 回[平 12.11.1]

∼第 18 回[平 14.4.24]

名古屋高裁金沢支部判決（被告敗訴）

[平 15.1.27]

最高裁へ上訴（上訴受理申立て）

[平 15.1.31]

上告受理申立理由書を提出

[平 15.3.27]

最高裁判所第 1 小法廷から

記録到着通知書受領 [ 平

福井地裁判決（被告勝訴）[平 12.3.22]

出典：核燃料サイクル開発機構ホームページ（http://www.jnc.go.jp/news/monju/z.html）

(10)

（６）放射性廃棄物

① 放射性廃棄物とはどのようなものか

放射性廃棄物の区分の現状

(11)

② 実用発電用原子炉施設における放射性廃棄物の管理状況

○ 放射性気体廃棄物・放射性液体廃棄物

施設周辺の公衆の受ける線量目標値（年間50マイクロシーベルト）を達成するために安全審査の段階で評価され、そのときの放出量を年間放出管理目標値として保安規定に定め、これを超えないように管理されている。平成15年度の放出量は、全ての原子力発電所において放出管理目標値を下回っている。なお、一般公衆の実効線量については、評価の結果、年間1マイクロシーベルト未満であった。

○放射性固体廃棄物

放射性固体廃棄物発生量累積保管量貯蔵設備容量貯蔵割合平成 14 年度約 4.27 万本相当約 52.88 万本相当約 84.56 万本相当 62.5% 平成 15 年度約 5.51 万本相当約 52.77 万本相当約 84.56 万本相当 62.4% （注）低レベル放射性廃棄物埋設センターへの搬出及び焼却等による減容が合わせて約56,280本相当であり、平成15年度末の実用発電用原子炉施設における固体廃棄物貯蔵庫での累積保管量は、約1,180本相当の減少となった。蒸気発生器保管庫は、加圧水型原子力発電所における蒸気発生器取替及び原子炉容器上部ふたの取替により発生した放射性固体廃棄物を保管する専用の保管庫である。平成15年度は、蒸気発生器及び原子炉容器上部ふたの取替工事は行われず、これに伴う放射性固体廃棄物の発生はなかった。使用済燃料プール、サイトバンカ、タンク等には、使用済制御棒、チャンネルボックス、使用済樹脂、シュラウド取替により発生した廃棄物の一部等が保管されている。図表の出典：平成 15 年度原子力施設における放射性廃棄物の管理状況及び放射線業務従事者の線量管理状況について（平成 16 年 7 月（平成 16 年 11 月訂正）経済産業省原子力安全・保安院）

(12)

③ 高レベル放射性廃棄物、低レベル放射性廃棄物の

発生量・管理量・処分量

（平成

15 年度）

発生量

保管量

処分量

ガラス固化体

（

120 ﾘｯﾄﾙ）

0 本 130 本

サイクル機構

東海事業所

液体

26m

3

_425m

3

高レベル

放射性

廃棄物

日本原燃

ガラス固化体

_（

120 ﾘｯﾄﾙ）

受入量

276 本

総受入量

892 本

−

高ﾚﾍﾞﾙ固体

約

150 本

約

5,900 本

サイクル機構

東海事業所

_{低ﾚﾍﾞﾙ固体}

_約

_{900 本}

_約

_{74,300 本}

TRU 核種

を含む

廃棄物

日本原燃

約

3,900 本

約

7,200 本

−

実用発電用原子炉

約

55,100 本

約

527,700 本

1 号ピット

約

135,900 本

2 号ピット

約

25,900 本

ふげん

約

390 本

約

19,000 本

発電所

廃棄物

研究開発用

原子炉

_もんじゅ

_約

_{220 本}

_約

_{2,500 本}

ウラン

廃棄物

5 社 6 事業所

約

3,100 本

約

37,100 本

日本原燃

約

40 本

約

520 本

低

レ

ベ

ル

放

射

性

廃

棄

物

廃棄物

管理施設

_{原研大洗研究所}

_約

_{20 本}

_約

_{460 本}

−

RI 協会

約

76,200 本

RI 廃棄物

原研

約

34,000 本

原研

約

141,000 本

注1)

サイクル機構

約

147,000 本

注 2)

RI・研究所等

廃棄物

研究所等

廃棄物

その他

約

29,000 本

−

注1) 原研の本数には、RI 廃棄物の本数も含む。注2) サイクル機構の本数には、TRU 核種を含む放射性廃棄物、ウラン廃棄物の本数を含む。注3) 高レベル以外の本数は、200 ﾘｯﾄﾙドラム缶換算。出典：「平成 15 年度原子力施設における放射性廃棄物の管理状況及び放射線業務従事者の線量管理状況について」平成 16 年 7 月（平成 16 年 11 月訂正）経済産業省原子力安全・保安院「原子力委員会バックエンド対策専門部会参考資料」平成 10 年 10 月 16 日

＜参考＞日本で発生する廃棄物の量

(13)

④ 原子力発電所の廃棄物処理方法

⑤ 放射性廃棄物の処理・処分の基本的考え方

(14)

⑥ 高レベル放射性廃棄物処分の取組み体制

(15)

⑦ 高レベル放射性廃棄物に含まれる放射性核種の分離変換技術

使用済燃料からウランとプルトニウムを回収したあとの高レベル（放射性）廃液に

は、長期間にわたって強い放射性毒性を持ち続けるマイナーアクチノイド(MA: ネプツ

ニウム、アメリシウム、キュリウム)約 1kg（使用済燃料 1,000kg 当たり）と、その

他の長寿命放射性核種が存在する。

分離変換技術では、下図のように分離・分別処理して、長寿命核種の一部(

99

_Tc、

129

_I)

と、MA についてはそのほとんどとを、短寿命あるいは安定な核種に核変換し、処分

量と長期的放射性毒性をもともとあった量の数百分の 1 にまで減らす。

日本では、日本原子力研究所、核燃料サイクル開発機構、電力中央研究所の３機関

が、それぞれ異なる方式について研究開発を進めている。日本原子力研究所は、高レ

ベル廃液を湿式法で分離して加速器で駆動する炉で核変換する方式、核燃料サイクル

開発機構は、同じく湿式で分離して高速炉 FBR で核変換する方式、電力中央研究所は、

乾式分離と呼ばれる方法で分離して FBR で核変換する方式、をそれぞれ考えている。

出典：日本原子力研究所パンフレット『長寿命放射性廃棄物の分離変換技術研究』（平成 13 年）

(16)

（７）その他

① 青森県六ヶ所村の核燃料サイクル施設の概要

４．原子力資源をより有効に利用するために