①保障措置
我が国は,1976年にNPTを批准し,これに基づき1977年にIAEAとの間に保障措置協定を締結し,国内の保障措置制度を前提とした国内すべての原子力施設に対するIAEAの保障措置(フルスコープ保障措置)を受け入れているとともに,IAEAにおいて行われている保障措置関連のプロジェクトに積極的に参加するなどIAEAの保障措置体制の整備・強化に積極的に貢献している。
また,我が国が締結している二国間原子力協力協定上の義務を履行するため,供給当事国別の核物質等の管理を実施している。
保障措置は具体的には,核物質の計量を重要な基本的手段とし,封じ込め及び監視が補助的手段として実施される。これに基づき1993年に実施された保障措置活動は下記のとおりである。
（ｉ）計量管理規定の認可,計量管理報告
原子力事業者は,原子炉等規制法に基づき,国際規制物資の適正な計量及び管理を確保するために国による計量管理規定の認可が義務付けられているとともに,在庫変動報告,物質収支報告,実在庫量明細表等を国に提出することが義務付けられている。1993年における計量管理規定の認可(変更を含む)は35件であった。また,計量管理に関する報告の件数及びそれらに含まれるデータの処理件数は,表2-1-2のとおりである。
また,我が国における1993年の核燃料物質の流れは図2-1-1のとおりである。
（ｉｉ）査察
我が国の原子力施設に対しては,政府による国内査察及びIAEAによる国際査察が実施されている。1994年8月末現在における保障措置対象施設数及び1993年における国内査察実績は表2-1-3,表2一1-4のとおりである。なお,1993年に国及びIAEAが国内の原子力施設に対して実施した保障措置の結果,例年同様,核物質の平和目的以外への転用を示す異常な事実は皆無であったとの結論が得られている。
（ｉｉｉ）保障措置分析
1993年においては,(財)核物質管理センター保障措置分析所においてウラン関係試料198個,プルトニウム関係試料272個の分析を行った。
また,査察時にも非破壊測定を行った。
（ｉｖ）保障措置技術に関する研究開発と国際協力
日本原子力研究所,動力炉・核燃料開発事業団,また,国の委託により(財)核物質管理センター等において,保障措置の適用をより効果的・効率的なものとするための研究開発を進めている。
また我が国は,1981年より「対IAEA保障措置支援計画(JAS PAS)」によりIAEAの保障措置技術開発を支援,1992年より「I AEA保障措置実施により得られる情報を効率的・効果的に把握・解析するための保障措置情報処理評価システムの構築に関する調査」を進めるため,IAEAに対する特別拠出金を提供するなどの国際協力を実施している。
（ｖ）保障措置をめぐる最近の動向
本年5月に報道された,動力炉・核燃料開発事業団プルトニウム燃料第3開発室におけるプルトニウムの工程内滞留については,本施設がプルトニウムを粉末で取り扱うため,工程内滞留はある程度必然的に発生するものであり,当初から国及びIAEAに工程内滞留量として報告されている。IAEAは,「当該工程内滞留は所在不明の核物質ではなく,申告され完全な保障措置下にある」旨の声明を発表した。
現在,回収作業の強化,機器の分解掃除,滞留の発生を抑制する工夫を施した新しい機器の導入といった,工程内滞留を低減化させるための対策の強化が国及びIAEAの指導の下に図られている。
②核物質防護
核物質の不法な移転の防止及び原子力施設等への妨害破壊行為に対する防護(核物質防護)については,我が国は核物質の防護に関する条約等を遵守し,原子炉等規制法等に基づき関係行政機関により所要の施策を実施してきている。
核物質の防護に関する条約は,核物質の国際輸送中に一定の核物質防護措置が採られることを確保すること,このような措置が採られる保証のない核物質の輸出入を許可しないこと及び核物質に係る一定の行為を犯罪とし処罰すること等を内容とする。
1992年9月の核物質防護に関する条約の再検討会議において,廃棄物中の核物質に関する核物質防護の在り方等の検討のため,ガイドラインの見直し会合の開催要求が出された。その結果,1993年6月にIAEAガイドラインが改定され,これを受けて原子力委員会は1994年3月に「改定されたIAEAガイドラインの規定に従い,ガラス固化体の核物質防護措置については,慣行による慎重な管理に従って防護するものとし,このための所要の法令整備を図る」旨の委員会決定を行った。同決定を踏まえ,同年5月,原子炉等規制法施行令及び関係規則等の一部改正が行われた。
③我が国の分離プルトニウムの管理状況
我が国のプルトニウムについては,そのすべてが平和目的に限り利用されるものとしてIAEAによる保障措置の適用を受けており,これにより,核兵器への転用等平和目的以外に使用されていないことが常に確認されている。我が国は核燃料リサイクルを推進するに当たって,計画遂行に必要な量以上のプルトニウムを持たない,すなわち余剰のプルトニウムを持たないとの原則の下,プルトニウム利用計画の透明性をより向上させるために,我が国のプルトニウム利用の計画とその現状を具体的に国内外に明らかにしていくよう努めているところである。
新長期計画によると,国内再処理によって回収されるプルトニウムは,六ケ所再処理工場の操業前は,単年毎には国内的に需要が供給を上回る状態が続き,2000年代後半の再処理工場の本格操業以降は需給はバランスする（(表1-1-10)）。一方,海外再処理によって回収されるプルトニウムは,基本的には海外で軽水炉MOX燃料に加工された後,我が国に返還され軽水炉で利用される。
我が国の分離プルトニウムは,再処理工場で分離された硝酸プルトニウム,これを転換した酸化プルトニウム,燃料加工工程中のプルトニウム及び原子炉に装荷される前の新燃料中のプルトニウム並びに研究開発の目的に供されているプルトニウム(使用済燃料中に含まれるものを除く。)で構成される。現状としては,1993年12月末において,再処理施設(プルトニウム転換施設を含む。)に約326キログラム＊,燃料加工施設に約3,269キログラム,原子炉施設内の新燃料等として約1,089キログラムの分離プルトニウムが管理されている。
また,燃料加工に当たって直接の原料となる酸化プルトニウム(主として粉末の形状)については,1993年1年間における供給量として,国内の東海再処理施設から回収された約421キログラムのほか,高速増殖原型炉「もんじゅ」の取替燃料用に海外から移転された約1,508キログラムがある。一方,同期間中の酸化プルトニウムの使用量は,「もんじゅ」等の燃料を製造するために燃料加工工程に移転された約454キログラムである。
なお,1993年12月末における酸化プルトニウムの量は再処理施設に約38キログラム,燃料加工施設に約2,339キログラムである。これらは貯蔵容器に封入され専用の貯蔵庫において厳重に保管されており,順次「もんじゅ」の取替燃料等に加工され利用されることになっている。
また,核軍縮の進展や,核燃料リサイクルによる,将来のプルトニウムの備蓄傾向に関して国際的な関心が高まってきており,関係国において平和利用等の透明性を高めるための国際的枠組みの在り方に関する非公式の検討が進められている。我が国としては,プルトニウム利用計画の透明性を一層向上させる等の観点から,このようなプルトニウムの国際的枠組みの在り方についての国際的検討において,関係国及びIAEAとも緊密に協議しながら,その策定に向けて積極的に関与していくこととしている。
*ここで言うプルトニウム量は,全ての核分裂性及び非核分裂性の同位体を合計したプルトニウム元素重量。
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