(1)東海再処理工場
東海再処理工場は我が国初の再処理工場であり,動力炉・核燃料開発事業団により東海村に建設されたものである。同工場は1981年1月から本格運転に入り今田こ至っているが,この間,運転開始当初には,腐食等に対する補修工事などから,長期間運転停止を余儀なくされることがあったが,近年はこれらに対する対策も含め,経験が蓄積され,年間70〜90トン程度の処理実績を達成している。
また,同工場は,フランスのサンゴバン社の設計によるものであるが,環境への放出放射能量を合理的に達成できる限り低く抑えるという我が国の方針に従って,中・低レベル廃液処理用蒸発缶での凝縮液の再度蒸発処理による放出量の低減化を図る第二低放射性廃液蒸発処理施設(1975年完成),発生源において極低レベルとして区分していた廃液を蒸発処理する第三低放射性廃液蒸発処理施設(1979年完成)を我が国が独自に設計し,設置した。さらに,気体廃棄物中のクリプトンを液化して回収する技術開発施設及び廃溶媒のより効果的な処理を行うことを目的とする廃溶媒処理技術開発施設を設置し,放出放射能の低減化のための研究開発に努めてきている。
試験運転期間を含め1977年9月から1993年3月の使用燃料量の累計再処理量は,約680トンとなっている。
(2)民間再処理工場
1985年4月の青森県による,電気事業連合会からの六ケ所村への核燃料サイクル要請の受諾回答により,日本原燃サービス(株)(現日本原燃(株))は,再処理施設(年間処理能力800トン)の建設のための諸準備を行ってきたが,1989年3月原子炉等規制法に基づき内閣総理大臣に対し再処理事業指定の申請を行い,科学技術庁による安全審査及び原子力委員会・原子力安全委員会による審査を経て,1992年12月,内閣総理大臣より日本原燃(株)に対し,再処理事業の指定が行われた。これを受け日本原燃(株)は1993年4月に建設工事を開始し,日本原燃(株)では2000年に,再処理施設本体の操業開始を予定している。
また,同工場については,1987年4月にはフランスのサンゴバン社から再処理工場の主工程の技術を導入し,英国のBNFL及びドイツの核燃料再処理会社(KEWA)からそれぞれ減圧蒸発技術及び気体廃棄物中のヨウ素除去技術を導入しているが,高レベル放射性廃棄物ガラス固化施設は動力炉・核燃料開発事業団の開発した技術を用いることになっている。
(3)海外再処理委託
我が国の電気事業者は,BNFL及びコジェマ社と再処理委託契約を結んでいる。
具体的には,1992年3月現在,軽水炉使用済燃料については,BN FL及びコジェマ社に合計約5,600トンUの再処理委託契約を結んでいるほか,ガス炉使用済燃料については,BNFLに約1,500トンUの再処理の委託を契約している。
これらの契約に基づき,1993年3月現在,軽水炉使用済燃料約4,700トンU及びガス炉使用済燃料約1,100トンUが英国及びフランスに輸送されている。
(4)軽水炉使用済燃料再処理の技術開発
動力炉・核燃料開発事業団においては,前述のように各種施設を建設し,放出放射能の低減化のための技術開発を行うとともに,東海再処理工場の運転を通じて再処理施設の運転の安定化等を目的として,遠隔保守技術及び供用期間中検査技術の開発,新型プロセス機器の開発,再処理工程管理システムの開発等の再処理プロセスに関する技術開発,保障措置技術の開発等を進めている。
日本原子力研究所においては,再処理プロセスの改良のための基礎工学的研究,臨界,遮蔽等に関する安全性評価手法の開発等の安全性研究,再処理基礎化学,材料技術,計測技術,遠隔操作技術等の基礎技術の研究及び保障措置技術の開発を行っている。
また,再処理施設の大型化に対応するために必要となる環境安全に関する試験研究,再処理主要機器,プロセス機器等の技術確証調査等が行われている。
(5)高速増殖炉燃料再処理技術開発
我が国における高速炉燃料の再処理技術開発は,動力炉・核燃料開発事業団において実施されてきている。現在,ウラン又は放射性同位元素を用いた再処理工程・プロセス機器の実規模モックアップによる開発試験とともに,高レベル放射性物質研究施設(CPF)において,高速実験炉「常陽」及び海外炉の照射済燃料を用いた実験室規模の再処理の試験が行われている。ここで回収されたプルトニウムが,1984年9月,「常陽」で初めてリサイクル利用された。また,工学規模でのホット試験によりプロセスエンジニアリングの確立を図るため,リサイクル機器試験施設(RETF)の計画が進められており,既に国の安全審査は終了している。
また,前処理工程技術,溶媒抽出工程等の技術開発に関する米国との共同研究が行われてきた。
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