① 米国
米国のウラン濃縮工場は,米国エネルギー省(DOE)が所管し,現在,ガス拡散法による2工場がポーツマス,パデューカにおいて運転されている。米国2工場の濃縮規模は合計で19,200トンSWU/年となっている。
なお,DOEは1985年6月に将来の濃縮技術の開発を原子レーザー法(AVLIS)一本に絞り,これにより早期の実用化をめざすとともに,当面は,ガス拡散工場の運用の合理化等で対処する旨の新政策を発表したが,その後の展開は,DOEのAVLIS開発を含む濃縮事業部門全般の民営化の動向とも関連し,やや流動的となっている。
② フランス
フランスではユーロディフ計画(フランス,イタリア,スペイン,ベルギー,イランの共同濃縮事業)に基づき,ガス拡散法による工場がトリカスタンにおいて運転されており,その濃縮規模は10,800トンSWU/年となっている。また,将来の濃縮技術として,原子レーザー法を中心とする研究開発が積極的に進められている。
③ 英国
英国のウラン濃縮工場は,遠心分離法による工場がウレンコ計画(英国,ドイツ,オランダの共同濃縮事業)に基づき運転されており,1991年までに約1,O00トンswu/年に拡張された。
④ ドイツ
ドイツは,現在,ウレンコ計画に基づき,グロナウにおいて遠心分離法による濃縮工場を1985年8月に運転開始し,1991年には約530トンSWU/年の濃縮規模となっている。
⑤ オランダ
オランダは,ウレンコ計画に基づき,アルメロに遠心分離法による濃縮工場の建設・運転を行っており,1991年には濃縮規模は約1,050トンSWU/年となっている。
(2)再処理
① 米国
米国の再処理工場については,モーリスの工場が1974年に,ウェストバレーの工場が1976年に運転を断念し,またバーンウェルの工場が1983年に建設計画を断念した。
② フランス
フランスの再処理工場は,COGEMAに所管し,マルクールとラ・アーグの2カ所にある。マルクールでは,1958年以来UPl工場が運転中であり,1988年までに累計約3,500トンの使用済燃料を処理している。
ラ・アーグでは,1966年から天然ウラン燃料(ガス炉燃料)800トンU/年の処理能力を有するUP2工場の運転が開始された。1976年には,これに処理能力400トンU/年の濃縮ウラン燃料(軽水炉燃料)用前処理施設HAOが付加され,以降,ガス炉燃料及び軽水炉燃料の両方の再処理が行われた。1987年にUP2工場の天然ウラン燃料用前処理施設が閉鎖され,それ以来,軽水炉燃料専用の再処理工場(UP2-400)として稼動し,現在に至っている。UP2及びUP2-400工場の処理実績は,1991年3月現在,累計で約8,200トン(うち軽水炉燃料は約3,300トン)である。
さらに,軽水炉燃料の処理能力を800トンU/年に増大させるため,1993年の運転開始を目指し,前処理施設等の建設が行われている。
(完成すれば,UP2-800として稼動。)また,外国からの委託再処理を行うためラ・アーグに建設中のUP3工場(処理能力:軽水炉燃料800トンU/年)は,1989年11月に前処理工程を除いた部分の運転を開始し,1990年8月に全面運開した。
③ 英国
英国の再処理工場は,BNFLが所管し,セラフィールドに天然ウラン燃料を再処理するため処理規模1,500トンU/年の工場が運転中である。また,セラフィールドにおいて外国から委託再処理のため1992年頃の運転開始を目指し,THORP工場(処理能力:軽水炉燃料1,200トンU/年)の建設を進めている。
④ ドイツ
ドイツでは,原子力発電所から発生する使用済燃料の再処理を実施するため,主要電力会社12社によりドイツ核燃料再処理会社(DWK)が設立された。
DWKは,カールスルーエにおいて1971年以来運転していた再処理用実験プラントWAK(処理能力:軽水炉燃料35トンU/年)の運転経験を基に,バイエルン州バッカースドルフにおいて,商業用再処理工場WAW(処理能力:軽水炉燃料350～500トンU/年)の建設を進めていたが,再処理はフランス等との協力で行う方針の下,1989年6月,WAWの建設計画の放棄を決めた。
なお,WAKについては,WAW建設計画の放棄に伴い,1990年12月に運転を終了した。
(3)高速炉燃料再処理
高速炉燃料再処理の開発については,おおむね高速炉の開発と並行して進められているが,フランス,英国ではパイロット規模の施設が,ドイツ,日本では実験室規模の施設が既に運転中である。
>① フランス
ラ・アーグのATlプラントが1969年から1979年まで運転された。
マルクールでは,APM(TOP)(10～20キログラム/日)が1974年から1983年まで運転され,その後APM(TOR)(50キログラム/日〔5トン/年〕)への改造・増設が行われ,1988年1月から運転が開始された。その後の施設としてMAR600(50～60トン/年)と呼ばれる新施設が計画されている。
② 英国
ドーンレイにおいて既に30キログラム/日(7トン/年)のPFRプラントが1980年より運転中で,60～80トン/年の実証再処理施設EDRPが計画中である。
③ ドイツ
カールスルーエにおいて,1キログラム/日の実験施設MILHが1971年より運転中である。
(4)放射性廃棄物処理処分
① 米国
使用済燃料を一定期間貯蔵したのち地層処分することが考えられている。DOE関係施設の高レベル廃液については,ガラス固化し,貯蔵した後,地層処分する計画である。他方で,種々の固化法についての研究開発も行っている。DOE関係施設からの廃液を処理するサバンナリバーのガラス固化施設は,すでに試験運転中であり,ハンフォードの固化施設は現在建設中である。他にウェストバレーの商用再処理工場の廃液を処理するガラス固化施設は現在,試験運転中である。これらの施設は,いずれも,ガラス固化法としてLFCM＊法を採用している。
商業用原子力発電所からの低レベル放射性廃棄物は,バーンウェル,リッチランド,ビィティの3つの民間の処分施設において陸地処分を行っているほか,DOE関係施設からのものは,主に連邦政府運営の処分施設において陸地処分を行っている。DOE関係施設からのTR U廃棄物については,廃棄物隔離パイロットプラント (WIPP)において地層処分される計画となっている。
また,1982年核廃棄物政策法(1987年12月一部修正)が成立し,米国における高レベル放射性廃棄物対策の基本枠組が示された。DOEは,2010年の地層処分開始を目標としたネバダ州ユッカマウンテンにおけるサイト特性調査を実施している。
*LFCM法:高レベル廃液を濃縮し,ガラス原料を加えてセラミック製の溶融炉で直接通電により溶かし固化する方法であり,動力炉・核燃料開発事業団が,建設している固化プラントにおいても採用されている。
② フランス
使用済燃料を再処理し,高レベル廃液は,ガラス固化し,貯蔵した後,地層処分する計画であり,ガラス固化法としては,AVM(AtelierVitrificationdeMarcoule)法＊が実用段階であり,マルクールにおいて,1978年よりガラス固化体を製造し貯蔵している。また,ラ・アーグでは,実用規模の固化プラントが完成し,1989年より運転を開始している。
地層処分については,政府の放射性廃棄物管理局(ANDRA)が責任を負い,ANDRAは,1987年2月～3月に4つのサイト試験候補地(岩種は,花崗岩,粘土岩,結晶片岩,岩塩の4種類)を選定していたが,1990年2月,同候補地での試験を1年間凍結し,今後の処分の進め方について検討することとされ,この結果,1992年1月に長寿命核種の群分離消滅処理,地下研究施設における地層処分等の研究開発を今後15年間にわたり推進するという内容を盛り込んだ,放射性廃棄物管理研究法が新たに制定された。
低レベル放射性廃棄物は,ラ・マンシュ貯蔵センターで陸地処分を実施している。また,ラ・マンシュ貯蔵センターに次いで第2処分場として,オーブ県スレーヌにおいて,1992年よりローブ(1′Aub)貯藏センターが操業を開始した。
*AVM法:フランスが開発したガラス固化法で,高レベル廃液をロータリーキルンで燃焼し,ガラス粉末を加えて溶融炉で高周波加熱により溶かした後,キャニスターに封入する方式である。
③ 英国
使用済燃料を再処理し,高レベル廃液は,ガラス固化して,貯蔵した後,地層処分する方針であり,AVM法を採用したガラス固化施設をセラフィールドに建設し,1990年8月に運転を開始した。
低レベル放射性廃棄物は,ドリッグ処分場にて陸地処分を行っているほか,海洋処分の実績も有している。また,1982年7月,NIREX＊(Nuclear・Industry・Radioactive・Waste-Executive)と呼ばれる低・中レベル放射性廃棄物の処理処分を実施する新たな機関を設立した。1991年7月,NIREXは低・中レベル放射性廃棄物の処分場候補地としてセラフィールドを決定した。
*NIREX:原子力産業放射性廃棄物執行部。
英国原子力公社(UKAEA),英国核燃料会社(BNFL)及び電気事業当局(CEGB,SSEB)により,それらの代理機関として設立され,低・中レベル廃棄物の処理処分を実施する。
④ ドイツ
高レベル廃液のガラス固化体は,貯蔵した後,ゴアレーベン(岩塩)に地層処分する計画であり,処分の責任は連邦放射線防護庁(BfS)が負う。
ガラス固化法としては,LFCM法(Liquid- Fed- Ceramic- Melter)が開発され,ベルギーと共同でプラントを運転していたが,目的の研究を完了したため,1991年9月に運転を終了した。
低レベル放射性廃棄物については,AsseII(岩塩坑)において1967年から1978年まで陸地処分を実施した。
低・中レベル廃棄物についてコンラッドを新処分場として現在許認可審査中である。
⑤ スイス
使用済燃料は,すべて外国で処理し,返還されるガラス固化体を国内で地層処分する計画である。処分の責任は,電力会社と連邦政府の共同出資で設立された放射性廃棄物管理共同組合(NAGRA)が負い,NAGRAはスイス北部の花崗岩地帯および堆積岩地帯を高レベル廃棄物処分のための研究サイトとして調査を実施している。一方,処分のための研究は南アルプスのグリムゼル岩盤研究所で進めており,動力炉・核燃料開発事業団が研究参加している。また,低・中レベル廃棄物については,4ヵ所の処分場候補地が選定され,現在,調査が進められている。
⑥ スウェーデン
使用済燃料のままで,地下式集中貯蔵施設において40年間程度貯蔵の後に地層処分する計画である。処分は,4つの電力会社が出資して設立したスウェーデン核燃料・廃棄物管理会社(SKB)が行うことになっている。
ストリパ鉱山(現在,廃坑)を使って,高レベル放射性廃棄物の地層処分に関するプロジェクト(ストリパ計画)が,OECD/NEAの枠組みの中で進行中である。また,1990年よりオスカーシャム近辺にハードロックラボラトリー地下研究施設計画が開始されており,その建設段階より我が国からは動力炉・核燃料開発事業団が参加している。
⑦ カナダ
放射性廃棄物の処理処分についてはカナダ原子力会社(AECL)が中核となり研究開発を行っている。
使用済燃料を最終的に直接処分するか,再処理してガラス固化体にするかはまだ決まっていない。AECLはマニトバ州ピナワに,地下研究施設を設置して,高レベル放射性廃棄物の地層処分の研究開発を実施している。我が国との研究協力については,日本原子力研究所及び動力炉・核燃料開発事業団とAECLの間で,高レベル放射性廃棄物の処理処分に関する研究協力が行われている。
⑧ ベルギー
使用済燃料はフランスに再処理委託し,その返還ガラス固化体を国内で地層処分する計画である。
放射性廃棄物の処理処分の研究開発については,モル原子力研究センター(SCK/CEN)を中心に行われた。一方,放射性廃棄物の処理処分の実施については放射性廃棄物・核分裂性物質国家機関(NIRAS/ONDRAF)が1980年に設立されている。動力炉・核燃料開発事業団とモル原子力研究センターの間で高レベル放射性廃棄物地層処分に関する研究協力が行われている。
⑨ オーストラリア
高レベル放射性廃液の処理方法として,合成岩石中に放射性核種をとじ込めるシンロック固化法について研究開発を行っている。1984年5月には我が国との研究協力に関する口上書を交換しており,オーストラリア原子力科学技術機構(ANSTO)と日本原子力研究所を中心とした研究協力が行われている。
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