原子力発電規模の進展に伴い,我が国のウラン需要は今後増大するものと考えられる。しかしながら国内資源に期待できない我が国としては,必要なウランを海外に依存せざるを得ない。
このため,我が国においては海外のウラン鉱山会社との購入契約及び開発輸入により,昭和60年代後半までの必要量(17.7万ショートトンU3O8)を確保している。それ以降に必要とされる天然ウランについては,引き続き海外ウランの購入契約を進めるとともに,海外ウランの調査探鉱・開発活動を進め,長期的に開発輸入の比率を高め,その確保に努めていく必要がある。
このウラン資源の安定確保の一環として,動力炉・核燃料開発事業団においては,カナダ,アメリカ,オーストラリア,アフリカ諸国等でウランの調査探鉱を実施している。このうち,アフリカのマリ共和国のプロジェクトのように,大規模に実施され,成果が期待されているものもあるが,多くのプロジェクトは,いまだ開発までの見通しを得るに至っていない。また,民間企業においてもウラン調査探鉱で7社,ウラン鉱山開発で2社が,それぞれ外国企業と共同又は単独で探鉱及び開発を行っている。このうちアクータ鉱山会社では既に生産が行われ,昭和54年度において,我が国の年間ウラン供給量の約1割を供給している。
〔ウラン濃縮]
ウラン濃縮役務については,我が国の電気事業者と米国及びフランスとの長期契約により,既に昭和65年頃までに必要な量を確保しているが,それ以降の分については安定供給の確保という観点からその国産化を推進する必要がある。
ウラン濃縮技術については,動力炉・核燃料開発事業団が我が国の自主技術により建設している遠心分離法によるウラン濃縮パイロットプラントが昭和54年9月から第1運転単位4,000台の遠心分離機のうち1,000台による部分運転を開始し,同年12月には国産初の濃縮ウラン(3.2%濃縮)約300kgの回収に成功した。同プラントは昭和55年10月からは第一運転単位の全遠心分離機4,000台による運転を開始し,またこれと並行して第2運転単位(遠心分離機,3,000台)の機器据付工事も鋭意進められており,昭和56年秋には,遠心分離機7,000台による全面運転に入る予定である。
また,パイロットプラントに続く次の階段のプラントについては,昭和55年度から新たに概念設計が実施されている他,より高性能の遠心分離機の開発等が引き続き実施されており,原子力研究開発利用長期計画に示された昭和60年代中頃の実用工場の運転開始に向けて所要の研究開発が進められている。
一方,遠心分離法以外のウラン濃縮技術の研究開発については民間企業における化学法ウラン濃縮技術の試験研究及びシステム開発調査に対し,科学技術庁及び通商産業省により助成措置が講ぜられている。
〔再 処 理〕
使用済燃料の再処理については,我が国は動力炉・核燃料開発事業団の東海再処理施設及び海外への再処理委託により当面の必要量を賄うこととし,将来は,より大規模な民間再処理工場を建設運転することで,今後増大する使用済燃料の再処理需要に対処していくこととしている。
海外再処理委託については英国及びフランスと我が国の電気事業者との間で再処理委託契約が既に締結されており,既契約分と東海再処理施設による再処理分とで,昭和65年頃までの必要量は確保済みとなっている。
東海再処理施設については,昭和53年8月以来機器の故障で停止していたが,昭和54年11月からホット試験が再開され,昭和55年2月には,予定された試験をすべて完了し,現在原子炉等規制法に基づく科学技術庁による使用前検査が行われているなど,本格運転開始のための諸準備が進められている。また昭和52年9月の日米共同決定及び共同声明でとりあえず2年間とされた運転期間については,現在までの処理量が当初合意された99トンに達していないこともあり,昭和56年4月末までの延長が日米間で合意された。
更に,前記日米共同声明の了解事項に基づき,ウラン及びプルトニウムの混合抽出,混合転換等核不拡散を目的とする技術の研究開発が進められてきたが,このうち混合転換技術については,実用化の目途がたち,これを受けて,同じく共同声明のなかで当面建設を見合わせるとされたプルトニウム転換施設に関し,混合転換法により建設が行われることとなり,昭和55年8月,その工事が開始された。また混合抽出等その他の核不拡散技術については今後とも研究開発を継続していくこととしている。
民間再処理工場については,昭和54年6月の原子炉等規制法の改正を受けて,昭和55年3月電気事業者を中心とする民間企業の共同出資により日本原燃サービス(株)が設立され,原子力研究開発利用長期計画に示された昭和65年頃の運転開始を目途にサイト選定のための調査等諸準備作業が進められるとともに,技術的能力の一層の蓄積が図られている。
〔放射性廃棄物処理処分〕
第1章において述べたように,低レベル放射性廃棄物の処分については,海洋処分と陸地処分とを組み合わせて実施するとの方針のもとに所要の対策を進めている。
海洋処分に関しては,濃縮廃液,紙,布等の可燃物の焼却灰等を均一のセメント固化体にして海洋投棄することとしている。
我が国が当面実施を計画している試験的海洋処分は,放射能量が総量で500キュリー以下(ドラム缶5,000〜10,000本)と少なく,また放射能レベルも国際基準の100分の1以下と極めて低いものであり,安全評価においては,その影響は最悪の場合を想定しても自然放射線による影響の1,000万分の1程度に過ぎないとされている。また投棄予定海域はIAEAの勧告に示された基準(深さ4,000メートル以上で,火山帯,地震帯,海溝を避ける等)を踏まえ北太平洋に4つの候補海域を選定して海洋調査を行った結果,北西太平洋の北緯30度,東経147度深さ約6,000メートルの海域が最も適当と考えられたことから,この海域への試験的投棄の計画が進められている。この海域は東京までは約900キロメートルである。ちなみに外国で最も近い北マリアナ諸島までの距離は,その最も近い島で約1,100キロメートル離れているものである。海洋処分については,安全性について環境への影響の恐れがないことが既に確認されており,この点に関し,政府は国内の水産関係者等あるいは太平洋諸国に対し,専門家を派遣して説明を行ってきたが,未だ十分な理解を得られない状況にあり,今後とも一層の努力が必要である。
陸地処分については,貯蔵及び地中処分が考えられており,放射能レベルの基準から海洋処分に適さない廃樹脂及びセメントによる均一固化の困難な不燃性雑固体,大型部材等海洋投棄に適さないものあるいは将来回収可能な状態で処分しておく必要のあるものが対象となる。これらの廃棄物の処理については,廃樹脂等一部のものについて処理法の研究開発を進めるとともに陸地処分用パッケージ,基準の検討を進めている。陸地処分の進め方としては,貯蔵については昭和50年代後半に本格的に実施することとし,地中処分についてはまず実証試験を行い,これに引き続き本格的処分予定地において試験的陸地処分を実施し,その結果を踏まえつつ本格的処分に移行することとしている。
この一環として科学技術庁は,昭和53年より処分サイトに適したモデルの設定を目指して,秋田県尾去沢において(財)原子力環境整備センターに委託し,模擬廃棄物を用いた実証試験を進め,陸地処分の具体化を図っている。
また,現在同センターにおいて陸地処分候補地の選定作業が進められており,今後処分用地の確保について官民を挙げて取り組んでいく必要がある。
さらに,これと並行して同センター,日本原子力研究所等においては低レベル廃棄物の陸地処分の安全評価手法の確立を目的とした調査研究を行っている。
高レベル放射性廃棄物については,固化処理及び処分の技術開発を進めている。
固化処理技術については,近い将来実用化が見込まれるガラス固化処理技術を重点に,動力炉・核燃料開発事業団において,昭和53年度より模擬廃液を用いた工学規模での試験を進めており,また現在建設中の高レベル放射性物質研究施設が完成する昭和56年度からは実廃液を用いた実験室規模での試験を開始することとしている。さらに,これらの試験の成果を踏まえつつ,同事業団において東海再処理施設に附設する固化・貯蔵パイロットプラントの設計,建設を進め,昭和62年度から固化及び固化体貯蔵の実証試験に入ることを目標としている。一方,処分技術については,昭和51年度から動力炉・核燃料開発事業団が調査研究を進めてきたが,昭和60年代から処分の実証試験を行うことを目標に,地層処分に重点を置いて,我が国の社会的,地理的条件を考慮した処分方法について調査研究を進めている。また,高レベル放射性廃棄物の処理処分の各段階において必要となる安全評価のための研究は,日本原子力研究所において実施されており,昭和57年度からガラス固化体の安全評価試験を行うべく廃棄物安全性試験施設の建設が進められている。
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