ご意見BOX

皆さまからの主なご質問への回答

2017年12月6日更新

 当社では、品質体制の改善に向けた取り組みの一環として、当社施設の安全性や操業に関するご意見に対して、速やかに回答しています。ここでは、「皆さまからの主なご質問」として、実際にお寄せいただいた質問とその回答について紹介しています。
※回答内容に含まれるデータ・数値等は回答時点のものを掲載しています。
※本ページでの公表にあたり、お寄せいただいた質問とその回答に含まれる個人や組織等が特定される名称の変更、内容に影響を及ぼさない程度の文章の修正を行わせていただいております。
 また、当社ホームページ内「学びひろば」では、エネルギーや原子燃料サイクル、放射線についてわかりやすく説明しています。是非そちらもご覧ください。

2016年度
2016年11月

低レベル放射性廃棄物埋設センターについて調べており、いくつか質問があり、こちらで質問させていただこうと思いました。

① 低レベル放射性廃棄物埋設センター周辺の放射線の数値はどのくらいを示しているのでしょうか?人が周りで過ごしていても問題がないレベルなのでしょうか?

② 施設が稼働して25年ほどだと聞きました。廃棄物を搬入したピットの有効期限がそれくらいだと書いてあったのですが、これから10年、20年たつと覆土の上部は徐々に放射線の数値が高くなってくるのでしょうか?

③ ピットが完全に放射線を遮断しているとされる初めの15~30年間は人がピットに触れても大丈夫なのでしょうか?

① 当社施設周辺の空間放射線量については、当社ホームページにてリアルタイムで公開しておりますのでご参照願います。
埋設地周辺の空間線量は平均22nGy/h(過去5年平均)であり、低レベル放射性廃棄物埋設センター(以下「LLW埋設センター」)周辺市町村の空間線量(平均21~32nGy/h:青森県「原子力施設環境放射線調査報告書(平成27年度報)」)と同等です。
低レベル放射性廃棄物は原子力発電所においてセメント等でドラム缶に固型化され、LLW埋設センターに搬入されます。LLW埋設センターでは、そのドラム缶を定置する鉄筋コンクリート製の埋設設備(以下「ピット」)の外壁に放射線の遮へい機能を有しています。さらに、定置したドラム缶の周囲をセメント系充てん材で固化し、ピット上部を鉄筋コンクリート製の覆いで蓋をして、1つの岩石のように仕上げます。これらは、その都度、国による検査も受けています。

② ご質問の「25年」とは、当社パンフレット又はホームページに掲載されている埋設後の段階管理の表に記載されている2号埋設施設の第1段階の「終了予定時期」のことと思われますが、この「25年」はドラム缶を埋設開始してから2号埋設施設が満杯になり、覆土が完了する見通しの時期です。
LLW埋設センターは、低レベル放射性廃棄物の最終処分場であり、埋設処分する放射性廃棄物は、時間の経過とともに放射能が減衰しますので、その減衰を考慮しつつ、生活環境への放射性物質の漏えいを防止する設計を行っています。
具体的には、覆土が完了するまでの間は、鉄筋コンクリート製のピットおよびその内側に水を通しやすいポーラスコンクリートを施工します。それにより、ピット外部から浸入する水が廃棄体に接触することを防止し、放射性物質の漏出防止を行います。
覆土が完了した後は、生活環境への放射性物質の移行抑制のために埋設地の管理を行います。具体的には、ピットが力学的な構造上、徐々に劣化することを踏まえ、ピット上部・側部に水を通しにくいベントナイト(粘土の一種)を混合した土(覆土の一部)の施工によりピット内に浸入する地下水を抑制しています。また、埋設地を保全するための管理として、埋設地の外への放射性物質の漏出状況を監視し、覆土の上部は埋設地保全区域を設定しています。

③ ①で説明のとおり、ピットの外壁に遮へい機能を有しているため、仮に人が触れたとしても全く問題のない放射線量です。

2016年10月

御社HPの「再処理工場のこれまで」では「2013年5月A系ガラス固化試験終了」となっております。ちょっと分かりにくいのですが、以前あったガラス固化に関わるトラブルなどがこの時点で解消され、再処理工場のすべての技術的設備が完動状態になった、ということでしょうか?また、竣工予定が2018年となっているのは新規制基準に適合するための安全対策の施工のためで旧基準ならいつでも操業できる状態、と理解してよろしいのでしょうか?
よろしくご教示お願いいたします。

当社は、再処理工場の建設工事の最終ステップである通水作動試験後に、段階的に進める試験運転として化学試験、ウラン試験を実施してきており、それに引き続き、2006年3月に試験運転の最終段階である再処理工場のアクティブ試験(実際の使用済燃料を用いた運転試験)を開始しました。アクティブ試験には第5ステップまであり、現時点で第4ステップまで完了しております。ご質問でのご認識のとおり、「2013年5月A系統ガラス固化試験終了」は、第4ステップのアクティブ試験のなかで発生したガラス固化設備(主に溶解炉)のトラブルなどを解決したことを意味しておりますが、アクティブ試験としては第5ステップがまだ完了しておりませんので、旧基準であっても、まだ操業できる状態ではございません。
したがって、アクティブ試験第5ステップの完了および新規制基準の適合性確認終了後にしゅん工となります。

2016年8月

酸化ウランを1.4kg保管しています。
処分したいのですが、引き取っていただけるのでしょうか。

当社の低レベル放射性廃棄物埋設センターは、国の許可を受けて電力会社の原子力発電所から出る放射性廃棄物のみを対象に受入れを行っております。そのため、原子力発電所以外から出される放射性物質(放射性廃棄物)につきましてはお受けすることができませんのでご理解のほどお願い申し上げます。

2015年度
2016年1月

低レベル放射性廃棄物処分でピット処分される際にこちらのページ※にてEu-152やEu-154のところに値がないのは検査の際、考慮していないということでしょうか?
そもそもピット処分やトレンチ処分の濃度上限値はどのようにして決めているのでしょうか?

※注:政令等による埋設濃度上限値と処分申請値の例

お問い合わせいただきましたページにEu-152やEu-154についての値の記載がない理由についてお答えします。
値の記載のある主要な核種の放射能濃度を適切に管理していれば、値の記載のないEu-152やEu-154等の核種についての影響が十分小さいことを予め確認しているため、主要な核種として具体的な値を記載しておりません。
これは埋設する廃棄物の性状によって、含まれる核種の組成比(存在比率)が異なりますので、当社にて受け入れている廃棄物では主要核種でないものの、他の廃棄物(コンクリートが放射化した廃棄物)では主要核種の一部として考慮されることがあります。
また、濃度上限値の決め方については、旧原子力安全委員会によって決められています。
埋設された廃棄物に起因して公衆の受ける被ばく線量が10mSv/yとなるような廃棄物の濃度を逆算し、一定のばらつきを考慮して設定されています。
以下の情報が参考になると思いますのであわせてご覧ください。

参考
2015年10月

原子力発電環境整備機構の資料では、2014年12月現在で日本原燃が保有するガラス固化体の本数は1,920本になっています。最新のガラス固化体の本数を教えてください。

当社の高レベル放射性廃棄物貯蔵管理センターは、フランスおよびイギリスから返還されるガラス固化体を最終処分するまでの間、冷却のために貯蔵する施設です。2015年9月末現在での累積受入本数は1,698本、累積収納本数は1,574本となっています。差分の124本は、9月16~17日に受入れたもので、今後検査を経て収納ピットへ収納します。
また、当社の再処理工場で使用済燃料を使用した試験「アクティブ試験」で発生したガラス固化体は346本で、高レベル廃液ガラス固化建屋および第1ガラス固化体貯蔵建屋に収納しています。以上により、当社施設に貯蔵(収納)されているガラス固化体は合計1,920本(1,574本+346本)となります。

2015年7月

原子力発電所の廃止措置に係る放射性廃棄物の受入れについてご教授ください。
Q1.貴社におかれては、六ヶ所村に低レベル放射性廃棄物埋設センターを設置されています。当該センターについては廃止措置に伴う低レベル放射性廃棄物の受入れは行っておられないと承知しておりますが、その理由はなぜでしょうか。
Q2.廃止措置に伴う低レベル放射性廃棄物の受け入れを行わないとしていることについては、何かに定められたものがあるのでしょうか。

A1.当社低レベル放射性廃棄物埋設センターに受入れ(埋設)可能な低レベル放射性廃棄物は、事業許可上、原子力発電所の運転に伴い発生する放射性廃棄物および当廃棄物埋設施設の操業に伴って付随的に発生する放射性廃棄物となっていることによるものです。

A2. 現状においては、前述の低レベル放射性廃棄物を対象とした事業許可申請を行い、国の許可を得て行っているものであることから、廃止措置に伴う低レベル放射性廃棄物の受入れは行っていません。

2015年6月

六ヶ所村の核燃料リサイクル工場の予算は日本以外からもでているのですか。

当社の株主は、国内の9電力会社、日本原子力発電㈱、その他74社となっています。
当社の原子燃料サイクル施設の建設費や運営資金は、株主各位からの出資、金融機関からの借入れにて賄っております。

2015年5月

ガラス固化体はまだ技術的な理由で製造できていないのでしょうか。それとも、規制がかかって製造できないのでしょうか。

当社再処理工場の総合進捗率は99%で、残すは実質的にガラス固化施設の使用前検査のみとなっています。
当社は2013年5月に、しゅん工に向けた大きな節目であるガラス固化試験を終了し、安定してガラス固化体を製造できることを確認いたしました。
これによりガラス固化設備の使用前検査の前に実施すべき項目はすべて終了いたしました。
その後、2013年12月に核燃料施設等の新規制基準が施行され、当社は昨年1月に新規制基準への適合申請を国に提出しており、現在、原子力規制委員会による適合審査が行われているところです。
当社としては、引き続き、新基準の適合審査への対応に全力で取り組んでまいります。
なお、再処理工場の2016年3月のしゅん工につきましては、審査の状況を踏まえると現実問題として非常に厳しいと認識しておりますが、さらに審査の状況や原子力発電所の審査の動向等を十分踏まえて、判断したいと考えております。

2015年4月

「充填固化体の標準的な製作方法」で埋設施設側からの充填固化体の製作条件に「廃棄体の重量が1,000kgを超えないこと」になっていますが理由は何故でしょうか。また、法令等の根拠があるのでしょうか。

2号廃棄物埋設施設の対象である廃棄体(充填固化体)は、原子力発電所の運転(機器などの点検・保守)に伴い発生した金属類、プラスチック、保温材、フィルター類などの固体状廃棄物を必要に応じて切断・圧縮・溶融処理などを行い、ドラム缶に収納した後、セメント系充てん材(モルタル)で一体となるように固型化したものです。
充填固化体に収納される固体状廃棄物は、その種類により重量が異なりますが、この中で最も重いのが溶融処理したものを収納した固化体(溶融固化体)となります。
溶融固化体の重量は600~1,000kg/本となることから、当社低レベル放射性廃棄物埋設センターにおける廃棄体の取扱い設備については、廃棄体重量を1,000kg/本として設計しております。
よって、廃棄体の重量が1,000kg/本を超えるものは、当社の2号廃棄物埋設施設では取扱いが出来ないこと(受入れ不可)から、「充填固化体の標準的な製作方法」にも記載されているものです。
なお、廃棄体の重量については、法令上の制限はありません。

2014年度
2015年2月

低レベル放射性廃棄物埋設センターに埋設できる廃棄体(2号埋設)の最大表面線量当量率は10mSv/hになっていますがその明確な理由を教えていだだけますでしょうか?その根拠、根拠にしている法令等がありましたらより具体的にお願いいたします。

当社の低レベル放射性廃棄物埋設センターに埋設する廃棄体は、原子力発電所から運搬されてくるもので、この運搬は「核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則」(以下、「事業所外運搬規則」という。)などに基づき、電力会社が行っています。
廃棄体の表面線量当量率を直接規定している根拠法令はありませんが、事業許可申請書(添付書類六)に「廃棄体の表面線量当量率は10mSv/hを超えないものである。」と記載している理由は、前述の事業所外運搬規則の第14条(特別措置による運搬)に規定される必要な措置を講じ、かつ規制当局の承認を受けることにより、最大表面線量当量率10mSv/h以下のものが運搬可能であるため、法令上最大限許容される値を参考にしているものです。
なお、これまでの廃棄体の運搬において、特別措置を適用して運搬した実績はありません。

2014年10月

ガラス固化体収納管表面の温度と冷却空気の温度を教えてください。

当社が高レベル放射性廃棄物貯蔵管理センターにおいて管理する、海外からの返還ガラス固化体の発熱量は、最大2.5kW/本以下、平均2.0kW/本以下となっています。
同センターへの受入れ時において、ガラス固化体の中心温度は、最大約410℃、容器表面温度は最大約280℃となっています。これらは30~50年間貯蔵され、その間に中心温度は200℃以下、容器表面温度は百数十度以下まで下がります。
また、同センター(1建屋に1,440本を収納、現在2建屋あり)にガラス固化体を容量一杯に収納した場合、真夏時29℃で建屋内に入った空気は出口で約85℃と想定しています。

2014年10月

六ヶ所村の施設で、ガラス固化体は何本まで貯蔵できるのか、貯蔵容量を知りたいのですが、教えていただけますか。
また、フランスやイギリスで処理した結果の、プルトニウムなどのエネルギー資源も日本に戻ってきているのでしょうか。

当社の高レベル放射性廃棄物貯蔵管理センターは、フランスおよびイギリスから返還されるガラス固化体を最終処分するまでの間、冷却のために貯蔵する施設で、ガラス固化体貯蔵建屋はA棟(1,440本)とB棟(1,440本)があります。既に1,574本受入れており、累計で2,200本返還される予定です。
また、当社の再処理工場から発生するガラス固化体を貯蔵管理する建屋については、高レベル廃液ガラス固化体建屋(315本)、第1ガラス固化体貯蔵建屋東棟(2,880本)及び第1ガラス固化体貯蔵建屋西棟(5,040本)があり、これまでのアクティブ試験で既に346本製造しています。
なお、再処理工場において、年間800トンの再処理で発生するガラス固化体で、約1,000本、操業40年では約40,000本と想定しています。
ガラス固化体の発生本数を勘案しながら、順次ガラス固化体貯蔵建屋を増設していく予定です。
また、我が国の電気事業者は、イギリス及びフランスの再処理事業者との間で再処理委託契約を結んでいます。
この契約に基づいて、英仏の再処理事業者は使用済燃料を再処理しており、それに伴い発生した放射能レベルの高い廃液をガラスと混ぜ、固化して製造されたガラス固化体は、日本へ返還され、当社の高レベル放射性廃棄物貯蔵管理センターに一時貯蔵されています。
一方、回収されたプルトニウムは、ウランと混合したMOX燃料として、一部の軽水炉(通常の原子力発電所)で利用される計画になっており(プルサーマル)、現状、海外でMOX燃料に加工して日本に輸送されることになっています。
ご参考までに、再処理の過程で取り出される回収ウランも、原子燃料として再利用しますが、基本的には海外で濃縮して日本へ輸送されることになっています。

2014年9月

高レベル廃液ガラス固化設備のアクティブ試験の進捗が79%となっていますが、これは現在進行中の安全審査が予定通りに行っていないためなのでしょうか。それとも単に設備の技術的な問題のためなのでしょうか。

当社再処理工場の総合進捗率は99%で、残すは実質的にガラス固化施設の使用前検査のみとなっています。当社は昨年5月に、しゅん工に向けた大きな節目であるガラス固化試験を終了し、安定してガラス固化体を製造できることを確認いたしました。これによりガラス固化設備の使用前検査の前に実施すべき項目はすべて終了いたしました。
その後、昨年12月に核燃料施設等の新規制基準が施行され、当社は本年1月に新規制基準への適合申請を国に提出しており、現在、原子力規制委員会による適合審査が行われているところです。
当社としては、引き続き、新基準の適合審査への対応に全力で取り組んでまいります。

2014年9月

六ヶ所村の再処理工場だけがなかなか本格稼働(あるいは試験完了)できない原因はなんでしょうか。

当社再処理工場の総合進捗率は99%で、残すは実質的にガラス固化施設の使用前検査のみとなっています。当社は昨年5月に、しゅん工に向けた大きな節目であるガラス固化試験を終了し、安定してガラス固化体を製造できることを確認いたしました。これによりガラス固化設備の使用前検査の前に実施すべき項目はすべて終了いたしました。
その後、昨年12月に核燃料施設等の新規制基準が施行され、当社は本年1月に新規制基準への適合申請を国に提出しており、現在、原子力規制委員会による適合審査が行われているところです。
当社としては、引き続き、新基準の適合審査への対応に全力で取り組んでまいります。

2014年7月

六ヶ所再処理工場と使用済み核燃料について調べています。六ヶ所再処理工場には使用済み核燃料が保管されていますが、再処理工場全体での総数と、どこの原子力発電所からいくら保管されているかという事を教えてください。

当社の使用済み燃料の受入量累計は約3,375トン・ウランとなっておりますが、アクティブ試験で約425トン・ウランを再処理しているため、現在の在庫量としては、約2,951トン・ウランとなっています。
なお、原子力発電所からの受入量については、電力会社ごとに取りまとめた形では公表しておりませんが、直近の受入量については当社ホームページに掲載しておりますので、そちらをご案内いたします。

2013年度
2013年7月

2013年分の濃縮ウランの出荷が無いと聞きました。つまり売り上げがないのに貴社が倒産しないのはなぜですか?回答をお願いします。

当社は、青森県六ヶ所村におきまして、原子燃料サイクル事業を進めている会社です。
資源の少ない我が国にとって原子燃料サイクル事業は必要不可欠と考えているところです。
当社においては、この原子燃料サイクル事業の内、ウラン濃縮事業、低レベル放射性廃棄物埋設事業、高レベル放射性廃棄物貯蔵管理事業、原子力発電所から生ずる使用済燃料の再処理事業などの事業を運営しつつ、売り上げを得ているところです。
今後の事業運営に当たりましても、引き続き安全を最優先に取り組むことはもとより、着実に事業を進めていく所存です。

2013年7月

WNA(World Nuclear Association)のサイトには御社のウラン濃縮工場の現在のキャパシティが15万SWUとありますが、他のサイトでは105万SWUと出ています。
2013年7月現時点の濃縮工場のキャパシティについて教えてください。

ウラン濃縮工場の現在の施設規模(事業許可)は、1,050tSWU/年です。
現在の生産規模は、75tSWU/年です。
また、最終的には、1,500tSWU/年を達成する計画です。

2012年度
2012年9月

再処理工場のしゅん工時期を「本年10月」から「2013年10月」へ変更するとの事ですが、この遅延に対する責任は何方がどの様な形でとられるのでしょうか?

今般の再処理工場のしゅん工時期の変更につきましては、昨年3月11日に発生した震災により、10ヶ月間試験を中断せざるを得なかったことが大きな要因ではあるものの、しゅん工時期を延期することとなり、皆様にはご心配をおかけし申し訳ございません。
こうした状況を踏まえた上で、ガラス固化試験を着実に進展させることはもとより、再処理工場のアクティブ試験を完遂し、しっかりと操業に結びつけることで、責任を果たしてまいりたいと考えているところでございます。
引き続き、安全を最優先に着実に取り組んで参る所存でありますので、是非ともご理解のほど宜しくお願いします。

2012年8月

3点、質問させて下さい。
1点目です。今回の試験運転では不溶性の残渣を含む廃液からガラス固化体を安定的に製造することが可能かどうか確かめるのが主な目的だと思うのですが、それをなぜわずか10本しか製造していないのですか。何らかのトラブルが生じて試験を中断したのであれば、工期に関わるものでなくとも原因を公表すべきだと思うのですが、いかがお考えでしょうか。
2点目です。今回の試験運転中に環境へ放出された放射性物質があれば、その種類と量を教えて下さい。
3点目です。再処理の前後で放射性廃棄物の体積が減少したというデータがあれば教えて下さい。ガラス固化体および試験運転で生じた廃液も放射性廃棄物に分類されると思うのですが、それでも体積が減るのでしょうか。

【1点目の質問への回答】
ガラス溶融炉B系列の事前確認試験は、ガラス溶融炉運転方法の改善検討結果の報告書で記載されている確認すべき項目を計画通り実施できました。
何らかのトラブルが生じて試験を中断したわけではありません。
当社ホームページに、ガラス溶融炉B系列の事前確認試験の結果を公表していますので、詳しくはそちらでご確認下さい。

【2点目の質問への回答】
当社ホームページに、再処理工場からの放射性物質の放出状況を月単位で公表していますので、そちらでご確認下さい。

【3点目の質問への回答】
使用済燃料を直接処分する場合と再処理する場合の放射性廃棄物発生量については、原子力委員会新大綱策定会議の資料33ページでご確認下さい。

2012年7月

ウラン濃縮は六ヶ所村で行われているとの事ですが、その前段階までは(採掘・製錬・転換)どこで行われているのでしょうか?

[採掘と製錬]
ウラン資源はオーストラリア、カザフスタン、カナダ等に多くあります。ウランの製錬工場は鉱山に併設されている場合が多く、国内に製錬工場はありません。製錬されたウラン化合物は、その色からイエローケーキと呼ばれます。
[転換]
イエローケーキを六フッ化ウラン(UF6)にする工程を転換といいます。日本国内には工場はなく、大規模なものはロシア、アメリカ、フランス、カナダ等にあります。

2012年4月

質問はMOX燃料工場に関する以下の2点です。
(1)原子力発電所の再稼働が政治的、国民的合意がなされる前に、MOX燃料工場の建設を再開したのはなぜでしょうか。
原子力発電所が今後なくなる可能性がかなり高い中、無駄な施設ではありませんか。
(2)MOX燃料工場は原子力事業者や電力会社の資産に該当しますか。
その場合総括原価方式にのっとり、電気料金に加算されますか。

[お問合せ(1)への回答]
再処理とMOXは一体であり、既に試験に伴う再処理の結果、プルトニウムを回収しており、プルトニウムを消費するための道筋を着実につけておく必要があります。国の政策が決まれば当然のことながらそれに従いますが、できるところから着実に進めてまいります。
[お問合せ(2)への回答]
MOX燃料工場は当社が建設しており、当社の資産となります。また、MOX燃料工場しゅん工後は電力会社から料金をいただくことになります。なお、電気料金については当社としてお答えする立場にございませんので、ご了承ください。

2011年度
2012年1月

とあるラジオ番組で「原発が1年間に放出する放射能を御社の施設では1日で放出する。」とする趣旨の発言がありました。これはどのような意味なのか御教示下さい。

六ヶ所再処理工場から放出される放射性物質の量(放射能:ベクレル※1)は、下表のとおり、原子力発電所と比べると200倍程度(※2)となります。お問い合わせの「原発が1年間に放出する放射能を御社の施設では1日で放出する。」は、このことを指していると思われます。
しかし、放射性物質の量が200倍ということはイコール人体の影響が200倍大きいということではありません。放射性物質による人体への影響は、放出される放射性物質の種類や量、放射線の種類、エネルギーの大きさ等により異なるため、影響を比較するためには、これらを考慮したシーベルト(※3)という単位で表します。
六ヶ所再処理工場から放出される放射性物質の種類や量などを踏まえて人体への影響(シーベルト)を評価した結果、年間で約0.022ミリシーベルトと、原子力発電所の影響(0.014ミリシーベルト/年)とほとんど変わらない数値であり、いずれも法令で定められている公衆の線量限度(年間1ミリシーベルト)より十分低くなっています。

※1 ベクレル(Bq):放射性物質が放射線を出す能力(放射性物質の量)を表す単位

※2 国の報告書「発電用軽水炉原子力施設の安全審査における一般公衆の線量評価について」で使用されている値

※3 シーベルト(Sv):人体が放射線を受けた時の影響を表す単位(ミリシーベルトはシーベルトの千分の1)

施設 放出される放射能
(放射性物質の量:ベクレル/年)
放出による影響
(ミリシーベルト/年)
再処理工場 ※1 約350×1015 約0.022
原子力発電所 ※2 約1.9×1015 約0.014 ※3

※1 再処理事業指定申請書より

※2 「発電用軽水炉原子力施設の安全審査における一般公衆の線量評価について」のケーススタディーで示される値

※3 原子力発電所(軽水炉)からの放出による線量目標値は年間0.05ミリシーベルト
(実績ではこの目標値を大幅に下回っている(年間0.001ミリシーベルト未満))

2011年11月

本日、川井社長が「近く県に提出する安全対策が了解されれば、ストレステスト(耐性試験)の終了を待たずに試験運転を再開する」「国には試験運転再開について、了承を求めない」と話されたとの記事がありましたが、これに関して2点質問があります。
1. なぜ高速増殖炉の存廃の決定を待たずに再処理工場を動かすという判断を下されたのでしょうか。
2. なぜストレステストをクリアして国の了承を求めることをせずに再処理工場を稼働させるという判断を下されたのでしょうか。
いずれも日本の国益を大きく損ない、国民からも支持されないであろう判断ではないでしょうか。原子力の扱いには極めて慎重にならなければならない今、敢えてそれらの判断を下した理由が私には全く理解できず、質問させて頂きました。

エネルギー資源に乏しいわが国において、安定的に電力を供給するためには、原子力も含めたベストミックスが不可欠です。
その中で再処理を進める意義、その必要性については、資源確保の面と環境保全の面から、大きく2つあります。
まず、資源確保の面では、原子力発電所の運転で使い終わった使用済燃料を再処理することにより、有用な資源であるウランやプルトニウムを回収することができます。
回収されるウランやプルトニウムを軽水炉で利用するだけでも2割強のウラン資源の節約になります。
次に、環境保全の面では、使用済燃料を再処理せずに、直接処分した場合、貴重なエネルギー資源であるウランやプルトニウムなどをそのまま捨ててしまうだけでなく、天然ウランのレベルまで放射能の毒性が低下するのに要する時間は軽水炉燃料サイクルの1万年に対して約10万年と、さらに長い期間になります。
また、再処理し、高レベル廃棄物をガラス固化体とすることにより、使用済燃料を直接処分する場合に比べて体積が30%から40%に低減でき、処分場の面積も約半分から2/3に低減することができます。
わが国が技術立国として、10年、20年先も一流国であり続けるためには、原子力は今後も一定の役割を担うべきであり、また、頼らざるを得ないと考えています。「原子燃料サイクル」の意義も決して変わるものではありません。
また、現在、中断中のアクティブ試験は、使用前検査の一環であり、アクティブ試験の再開をストレステストと関連づける必要はないと考えています。
具体的には、当社再処理施設については現在使用前検査のための試験運転中であり、試験運転としては、ガラス固化設備に関連する試験を残すのみです。
したがって、今後の試験運転で使用する範囲などは非常に限定的であり、試験運転を行うことにより現在の施設の状態から大きく変わるものではないことから、運転再開の前後で施設の状況が大きく変わる原子力発電所と同様の扱いをする必要はないと考えています。

2011年8月

日本原燃は使用済み核燃料再処理工場を7,600億円の予算で建設したが、建設費は2兆1,900億円に達したと言われています。予算の3倍近くにまで膨張した理由はなぜでしょうか。
2006年3月以来試運転を行ってきたが、稼働開始は18回延期して現在は12年10月の予定となっています。第2段階の、使用済み燃料を熔融したガラスで包み込み冷却・固型化する工程で手間取っているのではないのですか。
原燃は日本独自のプロセスによって装置を建設したが、目下は試運転も中断しているようです。13年には使用済み核燃料の貯蔵量が満杯となる発電所が出始め、運転を続けられなくなるので、明年秋までに本運転に入る確かな手順を示せないのであれば、長年の運転実績のある英仏のプロセスを導入して装置の一部を改造してでも早期の稼動開始を実現すべきではないでしょうか。

再処理工場の建設費の増加は、航空機落下衝突対策、耐震性確保対策、放出放射能量低減・保障措置対策等による設備の増加、物価上昇、工程変更に伴う人件費・その他経費の増加、などが主な要因です。
また、多くの実績のあるフランスのラ・アーグ方式の導入といった考え方があることは承知していますが、溶融炉の寿命や大型化の観点で、六ヶ所の方式は多くのメリットを有しています。
現在のガラス溶融炉での不具合は、炉の設計等に起因するものではなく、炉の運転方法の習熟の問題と考えており、運転パラメータの調整などにより、対応可能であると考えています。
なお、オールジャパンの体制に加えて海外の知見も活用し、課題解決に全力で取り組んでまいります。

2011年5月

福島第一原子力発電所で発生しているような重大な事故が発生し、放射能汚染を引き起こした場合の青森県、日本、近隣国への補償についての考えをお聞かせください。

「事故の補償」に関するご意見・ご質問について、次のとおりご回答いたします。
当社としては、そのような事故を起こさないよう安全対策に万全を期す考えであります。万が一、事故が起こったと仮定した場合、原子力損害賠償制度に基づき、責任を果たす所存であります。

2011年5月

ウラン濃縮の副生産物である「劣化ウラン」は、何処が所有し、何処で管理しているのでしょうか。
現在の「劣化ウラン」の主たる用途は何ですか。

[劣化ウランについて]
当社のウラン濃縮工場で発生する劣化ウランは、当社が所有し、ウラン濃縮工場で保管しています。
将来的には、MOX燃料の原料としての利用が計画されているほか、「原子力政策大綱」において示されている「国内でのウラン濃縮に伴い発生する劣化ウランは、将来の利用に備え、適切に貯蔵していくことが望まれる」との方向性に基づき、適切に保管(貯蔵)しています。

2011年4月

質問1.現在、プルサーマル発電は事故など相次ぎ殆どまともにできてないはずですが、それでも推し進める理由は何ですか。
質問2.核燃料の再利用で省エネになると言われていますが、再処理にかかる費用(放射性廃棄物の処分費用を含む)との費用対効果を教えて下さい。
質問3.核燃料再処理後の高放射性廃棄物をガラス固化させて地中深くに埋めるそうですが、今回のような地震で放射性廃棄物が漏れる恐れはないのですか。また、その埋めた物の耐用年数はどのように設定しているのでしょうか。

プルサーマルを含むエネルギー政策のあり方については、今後、国レベルでの議論が行われると考えており、現時点でプルサーマル計画の見直しについて議論することは難しいと考えております。
また、電気事業者からは、今回の事故原因をさまざまな角度から究明し、新しく得られる知見を的確に反映することによって、発電所の安全性をより一層向上させ、広く国民の皆さまの信頼を得られるよう努めることで、プルサーマルを引き続き進めいくと聞いております。
当社といたしましても、資源小国である我が国において、各種エネルギー源の特性を踏まえたエネルギー供給のベストミックスを追求していくなかで、原子力発電はエネルギー安定供給及び地球温暖化対策に貢献していくために極めて重要な電源であり、プルサーマルについてはエネルギー資源の有効利用、原子燃料サイクル確立のために極めて重要なものであると考えております。
再処理には、ウラン資源の節約、原子燃料調達の国産化などのメリットが存在します。わが国では、資源小国、島国といった独自の状況を踏まえ、かつ、このようなメリットも考慮した上で、再処理路線を選択しています。
現在の原子力政策大綱において、再処理路線は直接処分路線に比較して、現在のウラン価格の水準や技術的知見の下では「経済性」の面では劣るが、「エネルギーセキュリティ」「環境適合性」「将来の不確実性への対応能力」等の面で優れており、将来ウラン需給が逼迫する可能性を見据えた上で原子力発電を基幹電源に位置づけて、長期にわたって利用していく観点から総合的にみて優位とされています。
また、2004年1月にまとめられた国の電気事業分科会コスト等検討小委員会の報告では、再処理、MOX燃料加工などのバックエンドコストを含めても原子力の発電コストは他の発電コストと比較して、そん色ないとの結果が出されています。
日本では使用済燃料を再処理した後に残る放射能レベルの高い廃液をガラスと融かし合わせて固めたもの(ガラス固化体)を、冷却のために30〜50年専用の施設で貯蔵した後、地下300メートル以深の深い地層に埋設し、人間の生活環境から隔離「地層処分」する計画です。