Recycling Ⅵ 6 章 原子燃料サイクル 原子の構造 原子の構造 電子 陽子 中性子 原子核 電子 Ⅵ 電子 電子 原子燃料サイクル 陽子の数 中性子の数 陽子と中性子の数の和 自然界に存在する割合 ウラン234 92 142 234 ウラン235 92 143 235 0.7200% ウラン238 92 146 238 99.2745% 0.0055% 7-1-1 6 -1 ウランの核分裂とプルトニウムの生成・核分裂 ウランの核分裂とプルトニウムの生成・核分裂 ●軽水炉での核分裂とプルトニウムの生成 熱エネルギー 中性子 熱エネルギー 減速された中性子 減速された 中性子 ウラン235 中性子 ウラン238 ウラン235 プルトニウム239 ●高速増殖炉での核分裂とプルトニウムの生成（増殖） 熱エネルギー 高速中性子 ウラン238 プルトニウム239 ウラン238 プルトニウム239 中性子 プルトニウム239 中性子 中性子 プルトニウム239 熱エネルギー -2 7-1-2 6 － 78 － 軽水炉内でのウラン燃料の燃焼による変化 軽水炉内でのウラン燃料の燃焼による変化 ②発電前後でのウラン燃料の変化（例） ①炉心におけるウランとプルトニウム核分裂寄与割合 （BWR平衡炉心の例） ●燃料の全てをウラン燃料とした場合 ●燃料の 1/3 を MOX 燃料とした場合 (%) (%) 100 100 90 90 80 80 50 40 70 核分裂しやすいウラン （ウラン 235） 約 3 ～ 5％ 60 40 プルトニウム 約 50 ～ 60％ 核分裂しにくいウラン 核分裂しにくいウラン （ウラン 238） 約 95 ～ 97％ （ウラン 238） 約 93～95％ 10 初期 サイクル燃焼度 末期 核分裂生成物 約 3～5％ 50 20 10 ウラン （ウラン 235） 約 1％ プルトニウム 約 1％ 0 初期 サイクル燃焼度 末期 -3 3 7-16 出典：資源エネルギー庁「日本の原子力発電」「わかる！ プルサーマル」 〈出典〉 資源エネルギー庁「日本の原子力発電」 「わかる！プルサーマル」 ウラン資源のリサイクル利用 ウラン資源のリサイクル利用 （資源の有効活用）（資源の有効活用） 再処理工場 回収ウラン、プルトニウムの軽水炉利用（「プルサーマル」利用） 700億kWh/年 ※1 104トン・MOX燃料/年 800トン・U/年 回収ウラン・ プルトニウム MOX燃料 MOX燃料加工工場 回収ウラン 104トン・濃縮ウラン燃料/年 再処理工場 濃縮ウラン燃料 ウラン濃縮工場 1.5 1.0 原子力発電所（軽水炉） ウラン燃料加工工場 ウランの利用効率 ※2 1.18 1.0 0.5 0.0 軽水炉 （ワンススルー） 軽水炉 （プルサーマル） ※1 700億kWhは、電気出力100万kWの原子炉10基を1年間運転した時の発電量に相当する…出典（1） ※2 高速炉サイクルの実用化によるプルトニウム利用によりウラン利用効率を約30倍に高めることが期待される……出典（2） -4 4 7-16 出典：（1）原子力委員会新計画策定会議（第5回、第7回、第8回）資料（平成16年） （2）OECD・IAEA「URANIUM2003」 〈出典〉 （1） 原子力委員会新計画策定会議 （第5回、第7回、第8回） 資料 （平成16年） （2） OECD・IAEA「URANIUM2003」 － 79 － 原子燃料サイクル プルトニウム 約 30 ～ 40％ 20 0 核分裂しやすい ウラン 約 40 ～ 50％ 30 30 発電後 Ⅵ 60 核分裂寄与割合 核分裂寄与割合 ウラン 約 60 ～ 70％ 70 発電前 原子燃料サイクル 原子燃料サイクル ウラン鉱山 天然ウラン鉱石 イエローケーキ 六フッ化ウラン （UF 6） 製錬工場 転換工場 再処理工場 高レベル放射性廃棄物 回収ウラン 再利用 （回収ウラン・プルトニウム） 高レベル放射性廃棄物 貯蔵管理施設 ウラン濃縮工場 MOX燃料 ※ 加工工場 Ⅵ 使用済燃料 六フッ化ウラン （UF 6） 原子燃料サイクル MOX燃料 ※ 使用済燃料 再転換工場 使用済燃料 中間貯蔵施設 高レベル放射性廃棄物 処分施設 二酸化ウラン （劣化ウラン） 原子力発電所 （軽水炉） 二酸化ウラン （UO 2） ウラン燃料 低レベル放射性廃棄物 ウラン燃料加工工場 低レベル放射性廃棄物埋設施設 ※MOX（Mixed Oxide）燃料：プルトニウムとウランの混合燃料 -5 7-2-1 6 原子燃料サイクル（FBRを含む） 原子燃料サイクル（FBRを含む） 再転換 ウラン燃料 転換 使用済燃料 使用済燃料 軽水炉燃料 再処理 ウラン・プルトニウム 劣化ウラン 製錬 天然ウラン鉱石 MOX燃料成型加工 天然ウラン MOX燃料 MOX燃料 高速増殖炉（FBR）燃料サイクル 採鉱 ウラン系 低レベル放射性廃棄物埋設 原子力発電所 （軽水炉） 高レベル放 射 性 廃 棄 物 再転換 燃 低レベル放 射 性 廃 棄 物 ウラン濃縮 用 済 使用済燃料 料 中間貯蔵 プルサーマル 使 回 収 ウ ラン 天 然 ウ ラン 天然ウラン （気体） ウラン燃料成型加工 軽水炉燃料サイクル 濃 縮 ウ ラン 転換 濃縮ウラン 高速増殖炉 高レベル 放射性廃棄物 管理 使用済燃料 ウラン・プルトニウム 高速増殖炉燃料 再処理 高レベル放射性廃棄物 ウランとプルトニウムを含む系 廃棄物系 7-- 2 6 6- 2 － 80 － 高レベル放射性廃棄物処分 加工・再処理・廃棄・中間貯蔵施設位置図 原子燃料サイクル施設位置図 (2013年9月現在) 運転中 建設中 計画中 計 燃料加工施設 6 1 0 7 使用済燃料貯蔵施設 0 1 0 1 再処理施設 1 1 0 2 廃棄物管理施設 2 0 0 2 廃棄物埋設施設 2 0 0 2 むつ 六ケ所 リサイクル燃料貯蔵（株） リサイクル燃料備蓄センター（使用済燃料貯蔵） 日本原燃（株）再処理工場（再処理） 日本原燃（株）高レベル放射性廃棄物貯蔵管理センター（廃棄物管理） 日本原燃（株）ウラン濃縮工場（ウラン濃縮） 東海 （独）日本原子力研究開発機構 東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所（再処理） （独）日本原子力研究開発機構 東海研究開発センター原子力科学研究所（廃棄物埋設） 三菱原子燃料（株） （成型加工・再転換加工） 原子燃料工業（株）東海事業所（成型加工） 大洗 横須賀 （独）日本原子力研究開発機構 大洗研究開発センター（廃棄物管理） 熊取 （株）グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン（成型加工） 原子燃料工業（株）熊取事業所（成型加工） 7--7 2- 3 6 出典：原子力規制委員会ホームページ 他 〈出典〉 原子力規制委員会ホームページ 他 試験研究用および研究開発段階にある原子炉施設位置図 試験研究用および研究開発段階にある原子炉施設位置図 (2013年9月現在) 運転中 建設中 14 1 計画中 0 廃止措置 計 9 24 むつ （独）日本原子力研究開発機構 高速増殖原型炉「もんじゅ」 （独）日本原子力研究開発機構 原子炉廃止措置研究開発センター 「ふげん」 （独）日本原子力研究開発機構 原子力第一船「むつ」 （独）日本原子力研究開発機構 定常臨界実験装置（STACY）、過渡臨界実験装置（TRACY）、 原子炉安全性研究炉（NSRR） （独）日本原子力研究開発機構 JRR-3、JRR-4 （独）日本原子力研究開発機構 高速炉臨界実験装置（FCA）、軽水臨界実験装置（TCA） （独）日本原子力研究開発機構 JRR-2 東京大学炉「弥生」 敦賀 東海 （独）日本原子力研究開発機構 材料試験炉（JMTR） 大洗 （独）日本原子力研究開発機構 高温工学試験研究炉（HTTR） （独）日本原子力研究開発機構 高速実験炉「常陽」 （独）日本原子力研究開発機構 重水臨界実験装置（DCA） 東大阪 熊取 横須賀 川崎 東芝臨界実験装置（NCA） 東芝教育訓練用原子炉（TTR-1） 近畿大学炉 立教大学炉 日立教育訓練用原子炉（HTR） 東京都市大学炉 京都大学炉（KUR） 京都大学臨界実験装置（KUCA） -8 4 7-26 出典：原子力規制委員会ホームページ 〈出典〉 原子力規制委員会ホームページ － 81 － 原子燃料サイクル 日本原燃（株）低レベル放射性廃棄物埋設センター（廃棄物埋設） 人形峠 原子炉施設 Ⅵ 日本原燃（株）MOX燃料工場（MOX成型加工） （独）日本原子力研究開発機構 人形峠環境技術センター（ウラン濃縮） 原子燃料サイクル施設の概要 原子燃料サイクル施設の概要 （2014年10月末現在） 高レベル放射性廃棄物 貯蔵管理センター 再処理工場 場 所 模 現 状 ウラン濃縮工場 青森県六ヶ所村弥栄平地区 最大処理能力 800 tU/年 返還廃棄物貯蔵容量 ガラス固化体2,880本 使用済燃料貯蔵容量 3,000 tU 青森県六ヶ所村大石平地区 最大加工能力 130 tHM※1/年 最終的には 製品 1,500 tSWU※2/年 国内軽水炉（BWR、PWR）用 MOX燃料集合体 最終的には約60万立方メートル （200ℓドラム缶約300万本相当） Ⅵ 規 MOX燃料工場 低レベル放射性廃棄物 埋設センター 累積受入 原子燃料サイクル 工 期 建設中 工事開始 1993年 しゅん工 2016年（予定） 累積受入 1,574本 建設中 工事開始 1992年 操業開始 1995年 工事開始 2010年 しゅん工 2017年（予定） 1号廃棄物埋設施設 147,507本 運転中 2号廃棄物埋設施設 122,872本 工事開始 1988年 操業開始 1992年 工事開始 1990年 埋設開始 1992年 ※1 HM：MOX中のプルトニウムとウランの金属成分の質量を表す単位 ※2 SWU：天然ウランから濃縮ウランを分離する際に必要な仕事量を表す単位 ※3 低レベル放射性廃棄物約20万立方メートル（200ℓドラム缶約100万本相当）分の建設費 7-2- 5 出典：日本原燃（株）ホームページ 他 原子力・エネルギー図面集 2015 〈出典〉 日本原燃 （株） ホームページ 他 原子燃料サイクル施設の位置 原子燃料サイクル施設の位置 至二又 低レベル放射性廃棄物埋設センター 六ケ所原燃PRセンター 国家石油備蓄基地 風力発電施設 六ヶ所変電所 青森市 六ヶ所村 青森県 MOX燃料工場建設中 老部川 尾駮浜 漁船船だまり オフサイトセンター おぶち 尾駮沼 太 平 洋 むつ湾 大石平 再処理事務所 濃縮・埋設事務所 国 道３３８号 線 二又川 弥栄平 至むつ ウラン濃縮工場 再処理工場 高レベル放射性廃棄物 貯蔵管理センター たかほこ 鷹架沼 むつ小川原港 スパハウス ほっかぽっか 至三沢 -106 7-26 出典：日本原燃（株）パンフレット 〈出典〉 日本原燃 （株） パンフレット － 82 － 再処理の工程 再処理の工程 受入・貯蔵 せん断・溶解 せん断 分離 精製 核分裂 ウランと 生成物の プルトニウムの 分離 分離 脱硝 製品貯蔵 ウラン精製 キャスク ウラン酸化物製品 溶解 ウラン脱硝 被覆管など 容器に入れて 貯蔵庫で安全に保管 ウラン プルトニウム プルトニウム 精製 ガラス固化して 安全に保管 核分裂生成物（高レベル放射性廃棄物） ウラン・ プルトニウム 混合脱硝 ウラン・ プルトニウム 混合酸化物製品 被覆管などの金属片 7--17 4 -1 6 出典：日本原燃（株）パンフレット 〈出典〉 日本原燃 （株） パンフレット プルサーマルのしくみ プルサーマルのしくみ ウラン燃料 使用済燃料 MOX燃料 軽水炉 ウラン MOX燃料工場 再処理工場 再処理工場 回収ウラン・プルトニウム （注）プルサーマル：軽水炉でMOX燃料を使用すること 7--19 5 -1 6 － 83 － 原子燃料サイクル 使用済燃料 高レベル 放射性廃液 Ⅵ 貯蔵プール ＭＯＸ燃料 MOX 燃料 0.7％ 核分裂しやすいウラン （ウラン 235） 3～5％ プルトニウム 4～9％ 16～21％ Ⅵ 核分裂しにくいウラン （ウラン 238） 原子燃料サイクル 99.3％ 95～97％ 天然ウラン ウラン燃料 核分裂しにくいウラン （ウラン 238） 等 91～96％ 79～84％ MOX燃料※ （軽水炉） （軽水炉） （高速増殖炉） ※MOX（Mixed Oxide）燃料：プルトニウムとウランの混合燃料で、軽水炉のプルサーマル計画や高速増殖炉などで使用される 7--5 6 2 -2 0 高速増殖炉（FBR）のしくみ 高速増殖炉（FBR）のしくみ 燃料にはプルトニウムとウランを混ぜた MOX燃料を使う 原子炉で発生した熱はナトリウムから水に 原子炉 格納容器 制御棒 中間熱交換器 伝えられ、水は蒸気となる 蒸気 2次系ナトリウム タービン 発電機 過熱器 空気 冷却器 原子炉容器 1次 主循環 ポンプ 蒸発器 燃料 2次主循環 ポンプ 復水器 水 給水 ポンプ タンク 循環水 ポンプ 放水路へ 冷却水 （海水） 2次系ナトリウム 1次系ナトリウム 蒸気でタービンを回し発電する 冷却材には熱のよく伝わる液体金属 のナトリウムを使う 7- 6 -1 「高速増殖炉もんじゅ研究開発の意義と必要性」 より作成 〈出典〉 文部科学省「高速増殖炉もんじ出典：文部科学省 ゅ研究開発の意義と必要性」 より作成 原子力・エネルギー図面集 2015 － 84 － 各原子力発電所の使用済燃料の貯蔵量 各原子力発電所の使用済燃料の貯蔵量 発電所名 1炉心（tU） 北海道電力 泊 170 50 400 1,020 女川 260 60 420 790 東通 130 30 100 440 福島第一 580 140 2,060 2,260 東北電力 東京電力 1取替分（tU） 2014年9月末現在 電力会社 使用済燃料貯蔵量（tU） 管理容量（tU） 120 1,120 1,360 230 2,370 2,910 中部電力 浜岡 410 100 1,140 1,740 北陸電力 志賀 210 50 150 690 美浜 160 50 390 670 高浜 290 100 1,160 1,730 関西電力 大飯 360 110 1,420 2,020 中国電力 島根 170 40 390 600 四国電力 伊方 170 50 610 940 玄海 270 90 870 1,070 川内 140 50 890 1,290 敦賀 140 40 580 860 東海第二 130 30 370 440 5,070 1,340 14,430 20,810 九州電力 日本原子力発電 合 計 原子燃料サイクル 520 960 Ⅵ 福島第二 柏崎刈羽 （注1 ）管理容量は、原則として「貯蔵容量から1炉心＋1取替分を差し引いた容量」 （注2 ）中部電力の浜岡は、1・2号機の運転終了により、 「1炉心」 「1取替分」を3～5号機の合計値としている （注3 ）四捨五入の関係で合計値は、各項目を加算した数値と一致しない部分がある 使用済燃料の中間貯蔵方式（例）〈出典〉電気事業連合会調べ 7-7-1 出典：電気事業連合会調べ 原子力・エネルギー図面集 2015 使用済燃料の中間貯蔵方式（例） [湿式]プール貯蔵方式 [乾式]金属キャスク貯蔵方式 建屋 封じ込め 建屋 封じ込め 除熱 遮へい 除熱 二次蓋 一次蓋 バスケット プール水 除熱 使用済燃料 遮へい 燃料貯蔵ラック 使用済燃料 ポンプ 除熱 浄化 空気 プール冷却浄化系 -28 7-7-2 6 － 85 － 空気 使用済燃料の中間貯蔵施設 使用済燃料の中間貯蔵施設 輸送兼貯蔵用キャスク 閉じ込め機能： 二重のふたに金属製のパッキン（ガ スケット）を挟んで、密封性を保持 遮へい機能： キャスク胴体は、ガンマ線遮へい層 と中性子遮へい層で、放射線をキャ スク内の、100 万分の1 まで減衰 約28m 使用済燃料 Ⅵ 臨界防止機能： バスケットと呼ばれる仕切り板で、使 用済燃料の臨界（核分裂の連鎖反 応）を防止 約 131m 約 62m 原子燃料サイクル 除熱機能： 使用済燃料から発生する熱を、伝熱 フィンを通じて表面に伝え、外気で 冷却 リサイクル燃料備蓄センターイメージ図（3,000トン規模） -2 9 7-73 6 出典：リサイクル燃料貯蔵（株）「貯蔵建屋工事の概要について」 他 〈出典〉 リサイクル燃料貯蔵 （株） 「貯蔵建屋工事の概要について」他 使用済燃料輸送容器 （キャスク） 使用済燃料輸送容器 （キャスク） ガンマ線 遮 へ い 部 内筒 緩衝体 輸送容器のいちばん内側の構造材で、この中に 燃料バスケットが収納される 容器の両端につけられた緩衝体には内部にア ルミニウム管が入れられてあり、もし落下した 場合の衝撃を緩らげる 使 用 材 料としては鉛 等が 使われる 中 性子遮へい部 エチレングリコー ル 水 が使 われ ている フィン 使用済燃料から発生する熱を放散しやす くする働きをしている 外筒 輸送容器の一番外側の構造材で、外側にフィ ンがとりつけられている 燃料バスケット 燃料集合体を収めるところで、ボロンとアルミニ ウムでできた中性子吸収剤を用いて、核分裂の連 鎖反応がおこるのを防いでいる 使用済燃料集合体 （ 注 ）図は国 内 輸 送に用 いられているN FT - 38B 型（湿式キャスク）の場合 7--8 6 3-45 出典：原燃輸送（株）ホームページ 〈出典〉 原燃輸送 （株） ホームページ － 86 － 世界のウラン転換工場 世界のウラン転換工場 （2013年10月現在） 国 ロ 事業者 所在地 年間処理能力 ※ （ tU /年） Angarsk Electrolysis ＆ Chemical Combine （JSC AECC） アンガルスク 20,000 1954 Urals Electrochemical Combine （JSC UECC） スヴェルドルフスク 4,000 1949 名 シ ア 操業開始年 カ Converdyn メトロポリス 17,600 1959 フ ラ ス Comurhex（AREVA NC） ピエールラット 14,000 1961 ダ Cameco ポートホープ 12,500 1984 ス Westinghouse スプリングフィールズ 6,000 1994 中国核工業集団公司（CNEIC） 甘粛省蘭州 3,000 1980 国立原子力委員会（CNEA） ピルカニジェウ 62 1984 カ ン ナ イ ギ 中 リ 国 ア ルゼンチン ※U：ウランが金属の状態であるときの重量 7--11 3 -1 6 出典：IAEAホームページ「Nuclear Fuel Cycle Information System」 〈出典〉 IAEAホームページ「Nuclear Fuel Cycle Information System」 世界のウラン濃縮工場 世界のウラン濃縮工場 （2014年11月現在） 国 名 ア メ リ フ ラ ン オ ラ ン ド イ ロ イ ギ 中 日 濃縮法 規模（tSWU /年） 操業開始年 ※ 合衆国濃縮公社（USEC） パデューカ ガス拡散法 11,300 1954 ニューメキシコ 遠心分離法 3,000 2010 ス Eurodif トリカスタン ガス拡散法 10,800 1979 ダ URENCO アルメロ 遠心分離法 4,500 1973 URENCO グロナウ 遠心分離法 4,500 1985 Shiberia Chemical Complex（JSC SCC) トムスク 遠心分離法 4,000 1950 Angarsk Electrolysis & Chemical Combine （JSC AECC） アンガルスク 遠心分離法 1,000 1954 ス URENCO カーペンハースト 遠心分離法 4,000 1972 国 中国核工業集団公司（CNNC） ア リ 所在地 Louisiana Energy Services（LES） カ ツ シ 事業者 本 パ キ ス タ ン 陜西省漢中 遠心分離法 1,000 1997 甘粛省蘭州 遠心分離法 500 2005 日本原燃株式会社（JNFL) 青森県六ヶ所村 遠心分離法 最終的には1,500 1992 パキスタン原子力委員会（PAEC) カフタ 遠心分離法 5 1984 ※SWU：天然ウランから濃縮ウランを分離する際に必要な仕事量を表す単位 7- 3 - 3 出典：IAEAホームページ「Nuclear Fuel Cycle Information System」 原子力・エネルギー図面集 2015 〈出典〉 IAEAホームページ「Nuclear Fuel Cycle Information System」 － 87 － 原子燃料サイクル メ リ Ⅵ ア 世界のウラン再転換工場世界のウラン再転換工場 （2014年11月現在） 国 名 カ イ Ⅵ 日 ナ ギ リ 年間処理能力 事業者 所在地 ダ Cameco ポートホープ ス Westinghouse スプリングフィールズ 本 原子燃料サイクル ア ル ゼン チン （tU※/年） 操業開始年 2,800 1980 550 1995 65 1985 三菱原子燃料株式会社（MNF） 茨城県東海村 450 19７２ 国立原子力委員会（CNEA） コルドバ 175 1982 イ ン ド Nuclear Fuel Complex（NFC） ハイデラバード 450 1972 ト ル コ Cekmece Nuclear Research and Training Center Cekmece 0.1 1986 ※U：ウランが金属の状態であるときの重量 7- 3 - 4 出典：IAEAホームページ「Nuclear Fuel Cycle Information System」 原子力・エネルギー図面集 2015 〈出典〉 IAEAホームページ「Nuclear Fuel Cycle Information System」 世界のウラン燃料加工工場 （軽水炉燃料） 世界のウラン燃料加工工場 （軽水炉燃料） （2014年11月現在） 国 名 事業者 ロマンス PWR 1,400 ウィルミントン BWR 1,200 Westinghouse コロンビア PWR 1,150 リッチランド PWR,BWR 700 リンチバーグ PWR 400 Novosibirsk Chemical Concentrates Plant（JSC NCCP） ノボシビルスク WWER 1,200 AREVA NP ア 年間製造能力（tU※/年） FBFC ア メ リ カ シ 炉型 GE Nuclear Energy フ ラ ン ス ロ 所在地 Mashinostroitelny Zavod（JSC MSZ） エレクトロスターリ WWER,PWR 950 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン（GNF-J） 神奈川県横須賀市 BWR 750 三菱原子燃料株式会社（MNF） 茨城県東海村 PWR 440 大阪府熊取町 PWR 284 茨城県東海村 BWR 250 Advanced Nuclear Fuels GmbH（ANF） リンゲン PWR,BWR 650 スウェー デン Westinghouse ヴァステラス PWR,BWR 600 ベ ル ギ ー FBFC デッセル PWR,BWR 500 Korea Nuclear Fuel Company Ltd.（KNFC） 大田広域市 PWR 400 ENUSA Industrias Avanzadas,S.A. サラマンカ PWR,BWR,VVER 400 Yibin Nuclear Fuel Element Plant 四川省宣賓 PWR 400 イ ギ リ ス Westinghouse/UK スプリングフィールズ LWR,WWER 330 ブ ラ ジ ル Industrias Nucleares do Brasil（INB） リオデジャネイロ PWR 240 Nuclear Fuel Complex（NFC） ハイデラバード BWR 24 日 本 原子燃料工業株式会社（NFI） ド 韓 イ ツ 国 ス ペ イ ン 中 イ ン 国 ド ※U：ウランが金属の状態であるときの重量 7- 3 - 6 出典：IAEAホームページ「Nuclear Fuel Cycle Information System」他 原子力・エネルギー図面集 2015 〈出典〉 IAEAホームページ「Nuclear Fuel Cycle Information System」他 － 88 － 世界の再処理工場 世界の再処理工場 （2014年10月現在） 国 名 事業者 所在地 フランス AREVA NC ラ・アーグ 工場名 年間処理能力 （tU※/年） 操業開始年 UP2-800 1,000 1996 UP3 1,000 1990 900 1994 B205 1,500 1964 THORP ア 日 本 セラフィールド Mayak Production Association チェリャビンスク RT-1 400 1971 独立行政法人日本原子力研究開発機構 （JAEA） 茨城県東海村 東海研究開発センター 核燃料サイクル工学研究所 210 1981 （耐震補強中） 日本原燃株式会社（JNFL） 青森県六ヶ所村 再処理事業所 800 2016 （しゅん工予定） ※U：ウランが金属の状態であるときの重量 7- 4 -2 出典：IAEAホームページ「Nuclear Fuel Cycle Information System」 他 原子力・エネルギー図面集 2015 〈出典〉 IAEAホームページ「Nuclear Fuel Cycle Information System」他 世界の MOX 燃料加工施設 世界のMOX燃料加工施設 （2014年11月現在） 年間製造能力 操業開始年 （tHM※/年） 国 名 事業者 所在地 炉 型 フランス AREVA NC マルクール LWR 195 1995 VI Lenin Research Institute of Nuclear Reactors（ Niiar） ディミトログラード FBR 1 1975 Mayak Production Association チェリャビンスク FBR 0.5 1980 独立行政法人日本原子力研究開発機構 （JAEA） 茨城県東海村 FBR 10 日本原燃株式会社（JNFL） 青森県六ヶ所村 PWR,BWR 130 FBFC デッセル PWR,BWR 100 ロ シ 日 ア 1988 （耐震補強中） 本 ベルギー 2017 （しゅん工予定） 1997 ※HM：MOX中のプルトニウムとウランの金属成分の質量 7- 5 - 5 出典：IAEA ホームページ「Nuclear Fuel Cycle Information System」 原子力・エネルギー図面集 2015 〈出典〉 IAEA ホームページ「Nuclear Fuel Cycle Information System」 － 89 － 原子燃料サイクル ロ シ Sellafield Ltd Ⅵ イギリス 原子燃料サイクル費用 原子燃料サイクル費用 再処理モデル 現状モデル 使用済燃料全量を 使用済燃料全量を 使用済燃料全量を 再処理してリサイクル 適切な期間貯蔵しつつ再処理 中間貯蔵後に直接処分 （円/kWh） 2.5 2.0 （円/kWh） 2.1 2.0 0.2 0.1 0.0 1.0 2.5 2.0 （円/kWh） 2.2 1.8 1.4 0.2 1.5 0.5 0.2 0.7 1% 0.7 割引率 3% 0.8 0.5 0.6 5% 0.0 0% 0.1 0.1 0.0 0.0 0.3 0.9 0.7 1% 1.0 0.0 1.0 1.0 0.1 0.1 0.1 0.5 0.7 3% 5% 0.0 0% 0.2 ～0.3 0.1 0.1 0.1 0.8 割引率 0.4 ～0.5 フロントエンド 0% 0.1 フロントエンド 0.6 フロントエンド 原子燃料サイクル 0.5 0.2 1.1～ 1.2 1.5 0.0 0.1 0.8 0.2 1.3～ 1.4 0.1 0.1 1.0 0.2 2.5 2.0 0.1 1.1 1.0 1.3 バックエンド 1.0 1.1 2.0 バックエンド 1.1 2.0 0.2 バックエンド Ⅵ 1.5 0.0 直接処分モデル 0.8 1% 0.8 割引率 3% 0.9 5% ■ ウラン燃料 ■ MOX燃料 ■ 再処理等 ■ 中間貯蔵等 ■ 高レベル廃棄物処分 ■ 直接処分 （注）四捨五入の関係で合計値が合わない場合がある 9 -13 4 -7 8 出典：エネルギー・環境会議「コスト等検証委員会報告書（2011年12月）」 〈出典〉 エネルギー・環境会議「コスト等検証委員会報告書 （2011年12月） 」 MEMO － 90 －
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