図2 燃料集合体 ペレット (二酸化ウラン） 約10mm 約8mm 燃料棒 約4.1m 約21cm 原子力発電の仕組み 伊方３号機 ：１５７体 原子燃料 原子燃料
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図2
燃料集合体
ペレット(二酸化ウラン）
約10mm
約8mm
燃料棒
約4.1m
約21cm
原子力発電の仕組み
伊方３号機 ：１５７体
原子燃料
原子燃料
14
プルサーマルとは
ウラン燃料を燃やすと，燃えやすいプルトニウムができます
４％
９６％
５％
９３％
１％
１％
２％
１％
15
プルサーマルとは
使い終わったウラン燃料からプルトニウムを取り出し、燃えにくいウランなどと混ぜてつくった燃料
※ＭＯＸ=Mixed Oxide：混合酸化物
ＭＯＸ燃料とは
プルサーマルとは
ＭＯＸ燃料を、現在使われている 原子力発電所（軽水炉＝サーマルリアクター）で燃やすこと。
※プルトニウムの「プル」と、サー マルリアクターの「サーマル」を とってつくられた言葉です。
ＭＯＸ燃料中の「燃えにくいプルトニウム（約3％）」により，核分裂が大きく阻害される。
濃縮度を上げて，ウラン燃料と同等にしている。
燃えやすいプルトニウム
燃えにくいプルトニウム
燃えにくいウラン
燃えにくいウランなど
燃えやすいウラン
17
ＭＯＸ燃料装荷パターン（例）
１６体装荷／１９３体中 ３２体装荷／１９３体中 ４８体装荷／１９３体中
ＭＯＸ初装荷サイクル 第２サイクル 第３サイクル
Ｍの記載はＭＯＸ燃料を表す。燃料の色分けは，以下の装荷時期を表す。なお，白抜きは全て通常のウラン燃料を表す。
ＭＯＸ初装荷サイクル装荷燃料
第２サイクル装荷燃料
第３サイクル装荷燃料
玄海原子力発電所玄海原子力発電所玄海原子力発電所玄海原子力発電所３３３３号機号機号機号機におけるにおけるにおけるにおけるウランウランウランウラン・・・・プルトニウムプルトニウムプルトニウムプルトニウム混合酸化物燃料混合酸化物燃料混合酸化物燃料混合酸化物燃料のののの使用使用使用使用についてについてについてについて
原子力発電所の安全性が確保できる設計とする。 （１）燃料
機械設計，核設計及び熱水力設計において，原子力安全委員会による
それぞれの判断基準を満足する設計とする。 （２）使用済燃料ピット
使用済燃料ピットの冷却能力及び未臨界性を十分確保できる設計と
する。
項項項項 目目目目 ウランウランウランウラン燃料燃料燃料燃料（（（（現行燃料現行燃料現行燃料現行燃料）））） MOXMOXMOXMOX 燃料燃料燃料燃料
ペレットペレットペレットペレット 二酸化ウラン焼結ペレット ウラン・プルトニウム 混合酸化物焼結ペレット
ペレットペレットペレットペレット濃度濃度濃度濃度 約 4.1%（ウラン 235） 8%以下（プルト ニ ウ ム 239， 2 41）
燃料集合体燃料集合体燃料集合体燃料集合体 最高燃焼度最高燃焼度最高燃焼度最高燃焼度
48,000MWd/t 45,000MWd/t（注）
（注）ウラン燃料と同等の特性とするため，ＭＯＸ燃料の燃焼度制限値を 変更した。
・長期にわたりエネルギーを安定して確保する観点から，ウラン資源の有効利用を図るため，使用済燃料から回収されるプルトニウムを，ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料（以下 MOX 燃料）とし，再び原子力発電所の燃料として使用するプルサーマルの実施は必要なものである。
・当社の原子力発電所で発生した使用済燃料から回収したプルトニウムを保有しており，核不拡散の観点からプルサーマルを着実に実施し，平和利用する必要がある。 以上を踏まえ，玄海原子力発電所 3 号機において，ＭＯＸ燃料を取替燃料の一部として，ウラン燃料と併せて使用する。
平 成 １ ６ 年 ５ 月 九州電力株式会社
事故を想定しても，周辺公衆の安全が確保できることを確認しており，
今後，国の安全審査で確認を受ける。 （１）平常時被ばく評価
平常時の発電所敷地周辺での線量評価は，原子力安全委員会が定め
た指針の判断基準を十分満足している。 （２）事故時の被ばく評価及び原子炉施設の安全評価
様々な事故を想定しても，発電所敷地周辺での線量評価及び原子炉
施設の安全評価結果は，原子力安全委員会が定めた指針の判断基準
を十分満足している。
２０１０年度までを目途にＭＯＸ燃料の使用を開始する。
燃料集合体１９３体のうち，
ＭＯＸ燃料集合体を最大４８体
使用する。
ウラン燃料とＭＯＸ燃料の燃料集合体の
構造は同じ。
MOX燃料の配置例
ウラン燃料（145 体）
ＭＯＸ燃料（ 4８体）
プルサプルサプルサプルサーマルーマルーマルーマルのののの必要性必要性必要性必要性とととと目的目的目的目的
１１１１....燃料燃料燃料燃料のののの主主主主なななな変更点変更点変更点変更点 ２２２２....設計基本方針設計基本方針設計基本方針設計基本方針
３３３３....被被被被ばくばくばくばく評価及評価及評価及評価及びびびび原子炉施設原子炉施設原子炉施設原子炉施設のののの安全評価安全評価安全評価安全評価
４４４４....使用時期使用時期使用時期使用時期
玄海３号機炉心図燃料集合体
燃料棒
ペレット
燃料被覆管
264 本
ウラン燃料ペレット または
ＭＯＸ燃料ペレット
燃料集合体の概要図
図8
プルサーマルの安全性 –実 績-
海外での実績
４０年以上前から、欧州を中心に 約４,０００体の使用実績
国内での実績
・美浜１、敦賀１の少数体実績（６体）
・新型転換炉「ふげん」の実績（772体）
■ 各国のＭＯＸ燃料使用基数の推移
その他
日 本
ベルギー
スイス
ドイツ
フランス
アメリカ
（基）
35
30
20
25
15
10
5
'65 '70 '75 '80 '85 '90 '95 '00 （年）
プルサーマルはこれまで豊富な実績があります。
海外との比較 （原発の規模，富化度，燃焼度）
＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿
出力 核分裂性プルトニウム 燃焼度 赤印
万kW 富化度 GWD/t＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿
伊方３号伊方３号伊方３号伊方３号 89 8%以下(ペレット最大) 45 2
玄海３号 118 8%以下(ペレット最大) 45 3
フランス 90 まで 3.0～3.7% 42 0
ドイツ 140 前後 3.1～4.65% 48 2＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿＿
MOX燃料ではアルファ線（ヘリウムの原子核）を放出する核が
多く生じるため，ヘリウムガスが燃料ペレット内に溜まる．
燃焼度（ギガワット・日／トン）
ガス放出率（％）
図 は次の10, 20, 21, 22 （国際原子力機関）の
文書から引用．
IAEA
TECHNICAL REPORTS SERIES No. 415STATUS AND ADVANCES IN MOX FUEL TECHNOLOGY, INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, VIENNA, 2003
放射能（相対値）
発熱量（相対値）
使用済みMOX燃料の放射能．ウラン燃料より高レベルで長寿命．使用済みMOX燃料の放射能．ウラン燃料より高レベルで長寿命．使用済みMOX燃料の放射能．ウラン燃料より高レベルで長寿命．使用済みMOX燃料の放射能．ウラン燃料より高レベルで長寿命．フランスの研究．フランスの研究．フランスの研究．フランスの研究．
ドイツの研究．
発熱量（キロワット／燃料集合体当たり）
保管期間（年）
中性子放出（十の７乗個／秒・燃料集合体当たり）
保管期間（年）
放射性廃棄物，電力会社の説明から抜けているもの
電力会社の説明
原発と「六ヶ所再処理事業所」の核廃棄物 太字太字太字太字は「六ヶ所事業所 再処理指定申請書」にある数値
原発(国内全体) 再処理工場** 半減期 原発のｘ倍希ガス 約10の11乗 3.3ｘ10の17乗3.3ｘ10の17乗3.3ｘ10の17乗3.3ｘ10の17乗 85Krは10.8年
ヨウ素129 1.3ｘ10の10乗1.3ｘ10の10乗1.3ｘ10の10乗1.3ｘ10の10乗 1700万年百万
ヨウ素131 約10の6乗 5.6ｘ10の10乗5.6ｘ10の10乗5.6ｘ10の10乗5.6ｘ10の10乗 8日∞
炭素14 5.2ｘ10の13乗5.2ｘ10の13乗5.2ｘ10の13乗5.2ｘ10の13乗 5,730年一万
トリチウム 2.0ｘ10の15乗2.0ｘ10の15乗2.0ｘ10の15乗2.0ｘ10の15乗 12年∞∞
他・アルファ放射体 3333....7777ｘｘｘｘ11110000のののの8888乗乗乗乗 ∞他・アルファ非放射 1111....2222ｘｘｘｘ11110000のののの11111111乗乗乗乗
ルテニウム103,106 6.9ｘ10の11乗 40日，367日
∞
ストロンチウム90 6.9ｘ10の11乗 28年∞
セシウム137他 6.9ｘ10の11乗 30年∞
プルトニウム239など 9.8ｘ10の9乗∞
トリチウム 1.8ｘ10の16乗1.8ｘ10の16乗1.8ｘ10の16乗1.8ｘ10の16乗∞∞
2.6ｘ10の12乗2.6ｘ10の12乗2.6ｘ10の12乗2.6ｘ10の12乗ヨウ素129 ∞1.8ｘ10の11乗1.8ｘ10の11乗1.8ｘ10の11乗1.8ｘ10の11乗ヨウ素131 ∞9.8ｘ10の9乗9.8ｘ10の9乗9.8ｘ10の9乗9.8ｘ10の9乗他・アルファ放射体 ∞
7.0ｘ10の11乗7.0ｘ10の11乗7.0ｘ10の11乗7.0ｘ10の11乗他・アルファ非放射(玄海原発のみ)
ドラム缶 2,199 本／年
∞
その他 186 本／年
年間放出量（ベクレル）
検出不能
固体
空中へ
海中へ
燃料１トンあたり２．７立方メートル
クリプトン 85
0
50,000,000
100,000,000
150,000,000
200,000,000
250,000,000
300,000,000
350,000,000
セラフィールド
ラアーグ
東海
六ヶ所チェルノブイリ原発事故
ラアーグ及びセラフィールド再処理工場については全希ガス
表１：各種プルトニウムのアイソトープ組成表１：各種プルトニウムのアイソトープ組成表１：各種プルトニウムのアイソトープ組成表１：各種プルトニウムのアイソトープ組成
グレードグレードグレードグレード 同位体同位体同位体同位体
Pu-238 Pu-239 Pu-240 Pu-241 Pu-242 Pu-238 Pu-239 Pu-240 Pu-241 Pu-242 Pu-238 Pu-239 Pu-240 Pu-241 Pu-242 Pu-238 Pu-239 Pu-240 Pu-241 Pu-242
スーパー - .98 .02 - -スーパー - .98 .02 - -スーパー - .98 .02 - -スーパー - .98 .02 - -
兵器級 .00012 .938 .058 .0035 .00022兵器級 .00012 .938 .058 .0035 .00022兵器級 .00012 .938 .058 .0035 .00022兵器級 .00012 .938 .058 .0035 .00022
原子炉級 .013 .603 .243 .091 .050原子炉級 .013 .603 .243 .091 .050原子炉級 .013 .603 .243 .091 .050原子炉級 .013 .603 .243 .091 .050
MOX級 .019 .404 .321 .178 .078MOX級 .019 .404 .321 .178 .078MOX級 .019 .404 .321 .178 .078MOX級 .019 .404 .321 .178 .078
高速炉ブランケット - .96 .04 - -高速炉ブランケット - .96 .04 - -高速炉ブランケット - .96 .04 - -高速炉ブランケット - .96 .04 - -
表２：プルトニウム・アイソトープの性質表２：プルトニウム・アイソトープの性質表２：プルトニウム・アイソトープの性質表２：プルトニウム・アイソトープの性質
同位体 同位体 同位体 同位体 半減期半減期半減期半減期 臨界質量（裸） 自発核分裂中性子 崩壊熱臨界質量（裸） 自発核分裂中性子 崩壊熱臨界質量（裸） 自発核分裂中性子 崩壊熱臨界質量（裸） 自発核分裂中性子 崩壊熱
年 kg, アルファ相 1/(g・sec) W/kg 年 kg, アルファ相 1/(g・sec) W/kg 年 kg, アルファ相 1/(g・sec) W/kg 年 kg, アルファ相 1/(g・sec) W/kg
Pu-238 87.7 10 2.6x10の3乗 560Pu-238 87.7 10 2.6x10の3乗 560Pu-238 87.7 10 2.6x10の3乗 560Pu-238 87.7 10 2.6x10の3乗 560
Pu-239 24,100 10 22x10Pu-239 24,100 10 22x10Pu-239 24,100 10 22x10Pu-239 24,100 10 22x10のののの-3-3-3-3乗乗乗乗 1.9 1.9 1.9 1.9
Pu-240 6,560 40 0.91x10Pu-240 6,560 40 0.91x10Pu-240 6,560 40 0.91x10Pu-240 6,560 40 0.91x10のののの3333乗乗乗乗 6.8 6.8 6.8 6.8
Pu-241 14.4 10 49x10Pu-241 14.4 10 49x10Pu-241 14.4 10 49x10Pu-241 14.4 10 49x10のののの-3-3-3-3乗乗乗乗 4.2 4.2 4.2 4.2
Pu-242 376,000 100 1.7x10Pu-242 376,000 100 1.7x10Pu-242 376,000 100 1.7x10Pu-242 376,000 100 1.7x10のののの3333乗乗乗乗 0.1 0.1 0.1 0.1
Am-241 430 100 1.2 114Am-241 430 100 1.2 114Am-241 430 100 1.2 114Am-241 430 100 1.2 114
図１：燃料の燃焼度とプルトニウム・アイソトープ組成
表５：各種グレードのプルトニウムの発熱量
------------------------------------------------------------------------
グレード 自発核分裂中性子 崩壊熱
1/(g・s) W/kg
------------------------------------------------------------------------
スーパー 20 2.0
兵器級 66 2.3
原子炉級 360 10.5
MOX級 570 13.7
------------------------------------------------------------------------
原子炉級プルトニウムと兵器級プルトニウム調査報告書２００１年５月社団法人 原子燃料政策研究会
図３：D-T融合反応を中性子源とした
Boostingによるプルトニウム爆弾
爆圧の瞬間にboosterが無限の中性子
を供給するので、原子炉級、兵器級の
差はなくなるという説明。
原子炉級プルトニウムと兵器級プルトニウム調査報告書２００１年５月社団法人 原子燃料政策研究会
地震と原発・プルサーマル
１９７０年～３０年間に発生したマグニチュード５以上の地震
アメリカ ３２２回
フランス ２回
イギリス ０回
ドイツ ２回 以上､ISC(国際地震センター)カタログ1904̃2000より
日本 ３９５４回 （気象庁「地震年報」より）
つまり、ほとんど地震がゼロの地域でプルサーマルが実施されている。アメ
リカは地震の多い西海岸には原発をほとんど建設していない。
0.00 20.00 40.00 60.00 80.00 100.00 120.00
スウェーデン
ウクライナ
カナダ
英国
韓国
ドイツ
ロシア
日本
フランス
米国
NRN
原発総出力
百万kW
初出：「科学・社会・人間」３０号（１９８９年）
原発の過密さの指標
被災者数 = 被災面積 × 人口密度
被災面積 ∝ 原発の規模
（ ∝：比例 ）
事故の確率 ∝ 原発の数
被災者数の「期待値」= 事故の確率 × 被災者数
∝ 原発の数 × 原発の規模 × 人口密度 = 原発総出力 × 人口密度
米国
フランス
日本
ロシア
ドイツ
韓国
英国
カナダ
ウクライナ
スウェーデン
原発総出力
102.43
66.13
45.74
22.56
21.69
15.72
13.03
11.93
11.84
9.83
“NRN”
3.13
7.21
15.45
0.19
5.01
7.55
3.18
0.04
0.95
0.19
「国民放射能近隣度」“NRN”
原発総出力×人口
面積NRN =
= 千人・百万kW／平方キロ
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