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核燃料の再処理とは、使用済み核燃料から核分裂生成物とアクチニドを化学的に分離することです。[ 1 ]当初、再処理は核兵器製造用のプルトニウムを抽出するためだけに用いられていました。原子力発電の商業化に伴い、再処理されたプルトニウムは熱中性子炉用のMOX核燃料にリサイクルされるようになりました。[ 2 ]使用済み燃料物質としても知られる再処理されたウランは、原理的には燃料として再利用することもできますが、ウランの供給量が少なく価格が高い場合にのみ経済的です。核燃料の再処理は燃料にとどまらず、ジルカロイ被覆材などの他の原子炉材料の再処理も含まれる場合があります。
使用済み核物質は放射能が高いため、再処理は高度な施設で専門の職員によって厳密に管理・実施されなければなりません。再処理方法には数多くの種類がありますが、化学反応を利用したPUREX法が主流です。その他の方法としては、加熱して揮発性元素を除去する方法、酸化による燃焼、フッ化物揮発法（極めて反応性の高いフッ素ガスを使用）などがあります。いずれの方法でも、何らかの精製された核物質が生成され、放射性廃棄物が副産物として発生します。核物質の再処理は兵器級核物質の製造につながる可能性があるため、核拡散の懸念事項であり、厳しく規制されています。
使用済み燃料の再処理は、ワンススルー燃料サイクルに比べて比較的コストが高いが、燃料の使用量を増やし、廃棄物の量を減らすことができる。[ 3 ]核燃料の再処理は、ヨーロッパ、ロシア、日本で日常的に行われている。米国では、オバマ政権はブッシュ大統領の商業規模の再処理計画から後退し、再処理関連の科学研究に焦点を当てたプログラムに戻した。[ 4 ]すべての核燃料が再処理を必要とするわけではない。増殖炉は、リサイクルされたプルトニウムとウランの使用に限定されない。すべてのアクチニドを使用することができ、核燃料サイクルを閉じ、天然ウランから抽出されるエネルギーを約60倍に増やす可能性がある。[ 5 ] [ 6 ]
核燃料再処理において処理される潜在的に有用な成分は、特定のアクチニド（プルトニウム、ウラン、および一部のマイナーアクチニド）である。より軽い元素の成分には、核分裂生成物、放射化生成物、および被覆材が含まれる。
最初の大型原子炉は第二次世界大戦中に建設されました。これらの原子炉は、核兵器に使用するプルトニウムを生産するために設計されました。したがって、必要な再処理は、使用済み天然ウラン燃料からプルトニウム（核分裂生成物による汚染のない）を抽出することだけでした。1943年、比較的少量のプルトニウムをウランと核分裂生成物から分離するためのいくつかの方法が提案されました。最初に選ばれた方法は、リン酸ビスマス法と呼ばれる沈殿法で、1943年から1945年にかけてオークリッジ国立研究所（ORNL）で開発および試験され、米国の兵器計画での評価と使用のためにプルトニウムを生産しました。ORNLは、これらのプロセスで分離されたプルトニウムの最初のマクロ量（グラム）を生産しました。
リン酸ビスマス法は、1944年後半にハンフォード・サイトで初めて大規模に運用された。当時の緊急事態においてプルトニウムの分離には成功したが、ウランを回収できないという重大な弱点があった。
純粋なウランとプルトニウムを回収するための最初の成功した溶媒抽出プロセスは、1949年にオークリッジ国立研究所で開発されました。[ 7 ] PUREXプロセスは現在の抽出方法です。分離プラントはサバンナリバーサイトにも建設され、ウェストバレー再処理プラントにはより小規模なプラントがありましたが、新しい規制要件を満たすことができなかったため、1972年までに閉鎖されました。[ 8 ]
民間用燃料の再処理は、フランスのCOGEMAラ・アーグ工場、英国のセラフィールド工場、ロシアのマヤーク化学コンビナート、日本の東海工場、インドのタラプール工場、そして短期間ではあるが米国のウェストバレー再処理工場などで長年行われてきた。
1976 年 10 月、[ 9 ]核兵器拡散への懸念 (特にインドが再処理技術を用いて核兵器能力を実証した後)から、ジェラルド・フォード大統領は、米国におけるプルトニウムの商業的再処理とリサイクルを無期限に停止する大統領令を発令した。1977 年 4 月 7 日、ジミー・カーター大統領は、商業用原子炉使用済み核燃料の再処理を禁止した。この政策を推進した主な問題は、プルトニウムが民生用燃料サイクルから転用されることによる核兵器拡散のリスクと、他国が米国に倣うよう促すことであった。[ 10 ] [ 11 ] [ 12 ]その後、再処理インフラにすでに多額の投資を行っていた国だけが、使用済み核燃料の再処理を継続した。レーガン大統領は 1981 年に禁止を解除したが、商業的再処理を開始するために必要な多額の補助金は提供しなかった。[ 13 ]
1999年3月、米国エネルギー省（DOE）は方針を転換し、デューク・エナジー、COGEMA、ストーン＆ウェブスター（DCS）のコンソーシアムと混合酸化物（MOX）燃料製造施設の設計と運営に関する契約を締結した。サバンナ・リバー・サイト（サウスカロライナ州）での敷地造成は2005年10月に開始された。[ 14 ] 2011年、ニューヨーク・タイムズは「政府が建設契約を締結してから11年が経過し、プロジェクトの費用は50億ドル近くにまで高騰している。巨大なコンクリートと鉄骨構造物は未完成の残骸であり、政府は魅力的な補助金の申し出にもかかわらず、いまだに顧客を一人も見つけていない」と報じた。TVA（現在最も有力な顧客）は2011年4月、福島第一原子力発電所の事故でMOX燃料がどのように機能するかを見極めるまで決定を延期すると述べた。[ 15 ]
PUREXは、現在標準となっている方法であり、Plutonium and Uranium Recovery by EXtraction（プルトニウムおよびウラン抽出による回収）の頭文字をとった略語です。PUREXプロセスは、使用済み核燃料を再処理し、核分裂生成物からウランとプルトニウムをそれぞれ独立して抽出する液液抽出法です。これは現在、業界で最も開発が進み、広く利用されているプロセスです。
商用原子炉の燃料に使用した場合、抽出されるプルトニウムは通常、核兵器に理想的な「兵器級」プルトニウムとみなされるにはプルトニウム240が多すぎる。それにもかかわらず、原子炉級プルトニウムを使用すれば、あらゆる技術的洗練度レベルで非常に信頼性の高い核兵器を製造することができる。[ 16 ]さらに、頻繁に燃料交換が可能な原子炉は、兵器級プルトニウムの製造に使用でき、これは後にPUREXを使用して回収することができる。このため、PUREX化学物質は監視されている。[ 17 ]
これらの概念の多く、特にウランとプルトニウムが抽出された後にマイナーアクチニドを分離する概念は、使用済み核燃料の高度再処理にまとめられています。
PUREXプロセスは、UREX（ウラン抽出）プロセスに改良することができ、使用済み燃料の質量と体積の大部分を占めるウランを除去し、再処理ウランとしてリサイクルすることで、ユッカマウンテン核廃棄物貯蔵施設のような高レベル放射性廃棄物処分場内のスペースを節約するために使用できる。
UREXプロセスは、プルトニウムの抽出を防止するように改良されたPUREXプロセスです。これは、最初の金属抽出ステップの前にプルトニウム還元剤を添加することで実現できます。UREXプロセスでは、ウランの約99.9%とテクネチウムの95%以上が互いに、また他の核分裂生成物やアクチニドから分離されます。重要なのは、プロセスの抽出および洗浄セクションにアセトヒドロキサム酸（AHA）を添加することです。AHAの添加により、プルトニウムとネプツニウムの抽出性が大幅に低下し、PUREXプロセスのプルトニウム抽出段階よりも核拡散に対する抵抗性がやや高まります。
PUREXプロセスに、トリブチルリン酸（TBP）に加えて、第2の抽出剤であるオクチル（フェニル）-N,N-ジブチルカルバモイルメチルホスフィンオキシド（CMPO）を添加することで、TRUEX（TR ans Uranic EX traction）プロセスに変換できます。TRUEXは、米国アルゴンヌ国立研究所で開発され、廃棄物から超ウラン金属（Am/Cm）を除去するように設計されています。廃棄物のアルファ放射能を低下させることで、廃棄物の大部分をより容易に処分できるという考えに基づいています。PUREXと同様に、このプロセスも溶媒和メカニズムによって機能します。
TRUEX の代替として、マロンジアミドを使用した抽出プロセスが考案された。DIAMEX ( DIAM ide EX抽出) プロセスは、炭素、水素、窒素、酸素以外の元素を含む有機廃棄物の生成を回避できるという利点がある。このような有機廃棄物は、酸性雨の原因となる酸性ガスを生成することなく燃焼させることができる(ただし、酸性ガスはスクラバーで回収できる)。DIAMEX プロセスは、フランスのCEAによってヨーロッパで研究されている。このプロセスは十分に成熟しており、既存のプロセスの知識で工業プラントを建設することができる。[ 18 ] PUREX と同様に、このプロセスは溶媒和メカニズムによって動作する。
選択的アクチニド抽出。マイナーアクチニドの管理の一環として、DIAMEX や TRUEX などのプロセスによって PUREX ラフィネートからランタニドと三価マイナーアクチニドを除去することが提案されている。アメリシウムなどのアクチニドを工業用資源として再利用したり、燃料として使用したりするためには、ランタニドを除去する必要がある。ランタニドは中性子断面積が大きいため、中性子駆動核反応を阻害する。現在までに SANEX プロセスの抽出システムは定義されていないが、現在、いくつかの異なる研究グループがプロセスの開発に取り組んでいる。たとえば、フランスのCEAはビス トリアジニル ピリジン(BTP) ベースのプロセスに取り組んでいる。 [ 19 ] [ 20 ] [ 21 ] ジチオホスフィン酸などの他のシステムも、他の研究者によって研究されている。
UN IVERSAL EX抽出プロセスはロシアとチェコ共和国で開発されました。これは、使用済み核燃料からウランとプルトニウムを抽出した後に残るラフィネートから、最も厄介な放射性同位体（Sr、Cs、マイナーアクチニド）を完全に除去するように設計されています。[ 22 ] [ 23 ]この化学反応は、セシウムとストロンチウムがポリエチレングリコール[ 24 ] [ 25 ]およびコバルトカルボランアニオン（塩素化コバルトジカルボリドとして知られる）と相互作用することに基づいています。アクチニドはCMPOによって抽出され、希釈剤はニトロベンゼンなどの極性芳香族です。メタニトロベンゾトリフルオリド[ 26 ]やフェニルトリフルオロメチルスルホン[ 27 ]などの他の希釈剤も提案されています。
炭酸アンモニウム中の電気化学とイオン交換を用いた特殊な方法が報告されている。[ 28 ]アルカリ炭酸塩と「ヒュームド」酸化鉛を用いたイオン交換によるウラン抽出の他の方法も報告されている。[ 29 ]
リン酸ビスマス法は、最終的な放射性廃棄物に不必要な物質を大量に加える、時代遅れのプロセスです。リン酸ビスマス法は、溶媒抽出法に置き換えられました。リン酸ビスマス法は、ウランを含むアルミニウム被覆核燃料棒からプルトニウムを抽出するために設計されました。燃料は苛性ソーダで煮沸して被覆を剥がしました。被覆を剥がした後、ウラン金属は硝酸に溶解されました。
この時点でプルトニウムは+4の酸化状態にある。次に、硝酸ビスマスとリン酸を加えてリン酸ビスマスを生成し、溶液から沈殿させた。プルトニウムはこのリン酸ビスマスと共沈した。上澄み液（多くの核分裂生成物を含む）を固体から分離した。沈殿物を硝酸に溶解した後、酸化剤（過マンガン酸カリウムなど）を加えてPuO 2 2+を生成した。二クロム酸塩を加えることで、プルトニウムは+6の酸化状態に維持された。
次にリン酸ビスマスを再沈殿させ、プルトニウムを溶液中に残し、硫酸第一鉄などの鉄(II)塩を添加した。リン酸ビスマス担体を用いてプルトニウムを再び再沈殿させ、ランタン塩とフッ化物の組み合わせを添加して、プルトニウム用の固体フッ化ランタン担体を形成させた。アルカリを添加すると酸化物が生成した。このランタンプルトニウム酸化物を回収し、硝酸で抽出して硝酸プルトニウムを生成した。[ 30 ]
これは、ヘキソンというコードネームのメチルイソブチルケトンを抽出剤として用いる液液抽出プロセスです。抽出は溶媒和機構によって行われます。このプロセスには、適切な分配比（D値）を得るために水相中の硝酸塩濃度を高めるために塩析試薬（硝酸アルミニウム）を使用する必要があるという欠点があります。また、ヘキソンは濃硝酸によって分解されます。このプロセスは1952年から1956年にかけてハンフォードSプラント（REDOXプラント）で使用され、現在はPUREXプロセスに置き換えられています。[ 31 ] [ 32 ]
Pu 4+ + 4NO − 3 + 2S → [ Pu(NO 3 ) 4 S 2 ]
上記のトリエーテル抽出剤を用いた溶媒抽出プロセスに基づくプロセス。このプロセスには、適切な分配比を得るために水相中の硝酸塩濃度を高めるために塩析試薬（硝酸アルミニウム）を使用する必要があるという欠点がある。このプロセスは1951年から1964年にかけてウィンドスケールで使用された。このプロセスは、より大規模な再処理に適した優れた技術であることが示されたPUREXに置き換えられた。[ 33 ]
酢酸ウラニルナトリウム法は、初期のソ連の原子力産業で照射済み燃料からプルトニウムを回収するために使用されました。[ 34 ]西側諸国では使用されませんでした。この方法は、燃料を硝酸に溶解し、プルトニウムの酸化状態を変化させ、その後酢酸と塩基を加えるというものです。これにより、ウランとプルトニウムが固体の酢酸塩に変換されます。
1957年のキシュティム事故は、冷却されていない廃棄物タンク内で結晶化した酢酸塩・硝酸塩が爆発したことが原因で発生した。
PUREXプロセスにはいくつかの欠点があるため、このプロセスに代わる方法を開発する努力がなされてきました。その中にはPUREXと互換性のあるもの（つまり、一方のプロセスの残渣が他方のプロセスの原料として使用できるもの）と、全く互換性のないものがあります。これらのどれも（2020年代の時点では）広く商業的に利用されていませんが、大規模な試験が行われたものや、将来の大規模な実装に向けて確固たるコミットメントがなされているものもあります。[ 35 ]
高温処理とは、高温を用いる方法の総称です。溶媒としては、水や有機化合物ではなく、溶融塩（例：LiCl + KCl、LiF + CaF₂ ）や溶融金属（例：カドミウム、ビスマス、マグネシウム）が用いられます。電解精製、蒸留、溶媒抽出などが一般的な工程です。
これらのプロセスは現在、世界的に広く利用されているわけではありませんが、アルゴンヌ国立研究所[ 38 ] [ 39 ]で先駆的に開発され、現在ロシアでも研究が進められており[ 40 ] 、日本のCRIEPI 、チェコ共和国のジェジュ原子力研究所、インドのインディラ・ガンジー原子力研究センター、韓国のKAERI [ 41 ] [ 42 ] [ 43 ] [ 44 ]で研究が行われています。
電気分解法は、溶融塩中のウラン、プルトニウム、マイナーアクチニドの標準電位の差に基づいています。ウランの標準電位が最も低いため、電位を印加すると、他の元素よりも先にウランが陰極で還元されて溶融塩溶液から取り出されます。[ 48 ]
これらのプロセスはアルゴンヌ国立研究所によって開発され、一体型高速炉プロジェクトで使用された。
PYRO-Aは、アクチニド（アクチニド族に属する元素で、一般的にU-235より重い）を非アクチニドから分離する手段である。使用済み燃料は、溶融塩電解質に浸された陽極バスケットに入れられる。電流を流すと、ウラン金属（または使用済み燃料によっては酸化物）が固体金属陰極上に析出し、他のアクチニド（および希土類元素）は液体カドミウム陰極に吸収される。核分裂生成物の多く（セシウム、ジルコニウム、ストロンチウムなど）は塩中に残る。[ 49 ] [ 50 ] [ 51 ]溶融カドミウム電極の代替として、溶融ビスマス陰極または固体アルミニウム陰極を使用することも可能である。 [ 52 ]
電解採取の代替手段として、電気陽性金属と反応性の低い金属の溶融合金を使用することで目的の金属を分離することができる。 [ 53 ]
使用済み燃料の長期的な放射能と体積の大部分はアクチニドに由来するため、アクチニドを除去すると、よりコンパクトで、長期的に見て危険性がはるかに低い廃棄物が生成されます。この廃棄物の放射能は、数千年ではなく数百年以内に、さまざまな天然鉱物や鉱石のレベルまで低下します。[ 54 ]
乾式金属処理によって生成される混合アクチニドは、ほぼすべてが核分裂性または増殖性であるため、核燃料として再利用できますが、これらの物質の多くは効率的に燃焼させるには高速増殖炉が必要です。熱中性子スペクトルでは、いくつかの重アクチニド（キュリウム242とプルトニウム240 ）の濃度が非常に高くなり、現在のほとんどの原子炉が使用するように設計されている通常のウランまたはウラン・プルトニウム混合酸化物（MOX）とは大きく異なる燃料が生成されます。
もう一つの乾式化学プロセスであるPYRO-Bプロセスは、トランスミューター炉（超ウラン元素を含む核廃棄物を核分裂生成物に変換するように設計された高速増殖炉）からの燃料の処理とリサイクルのために開発された。典型的なトランスミューター燃料はウランを含まず、金属ジルコニウムなどの不活性マトリックス中に回収された超ウラン元素を含んでいる。このような燃料のPYRO-B処理では、電気精製工程を用いて残留超ウラン元素を核分裂生成物から分離し、超ウラン元素を核分裂のために原子炉にリサイクルする。新たに生成されたテクネチウムとヨウ素は抽出され、核変換ターゲットに組み込まれ、その他の核分裂生成物は廃棄物として処理される。
ボラキゼーション（体積酸化または揮発性酸化[ 55 ]）は、酸化物燃料を酸素で加熱するもので、場合によっては酸化と還元を交互に行うか、オゾンによる酸化で三酸化ウランを生成し、加熱して八酸化三ウランに分解するのを交互に行う。[ 46 ]主な目的は、トリチウムを保持することが困難な後続処理の前に、トリチウム化水蒸気としてトリチウムを捕捉することである。トリチウムは、同位体分離以外では水から分離できないため、水溶液から除去するのが難しい汚染物質である。しかし、トリチウムは産業科学や核兵器で使用される貴重な製品でもあるため、トリチウム含有量の高い水素または水の流れを回収することで、対象を絞った回収が経済的に価値のあるものになる可能性がある。他の揮発性元素も燃料から離脱するため、特にヨウ素、テクネチウム、炭素14を回収する必要がある。ボラキゼーションはまた、燃料を分解したり、表面積を増やしたりして、後続の再処理ステップでの試薬の浸透を促進する。
使用済み酸化物燃料を不活性雰囲気または真空中で700 ℃（1,292 °F）から1,000 ℃（1,830 °F）の温度で加熱する最初の再処理ステップにより、セシウムを含むいくつかの揮発性元素を除去できます。セシウムの同位体であるセシウム137は、その後の100年間の冷却中に使用済み燃料によって発生する熱の約半分を放出します（ただし、残りの半分のほとんどは、同様の半減期を持つストロンチウム90によるものです）。2,000gの被覆材を含む20,000gの処理済み燃料の推定総質量バランスは次のとおりです。[ 56 ]
フッ化物揮発プロセスでは、フッ素が燃料と反応します。フッ素は酸素よりもはるかに反応性が高いため、粉末状の酸化物燃料の微粒子をフッ素で満たされたチャンバーに投入すると、炎が噴出します。これは火炎フッ素化として知られており、発生した熱が反応の進行を助けます。燃料の大部分を占めるウランのほとんどは、ウラン濃縮に使用される沸点が非常に低い六フッ化ウランに変換されます。長寿命の核分裂生成物であるテクネチウムも、揮発性の六フッ化物に効率的に変換されます。他のいくつかの元素も同様に揮発性の六フッ化物、五フッ化物、または七フッ化物を形成します。揮発性のフッ化物は、凝縮によって過剰なフッ素から分離され、その後、分留または選択的還元によって互いに分離されます。六フッ化ウランと六フッ化テクネチウムは沸点と蒸気圧が非常に似ているため、完全な分離はより困難である。
揮発する核分裂生成物の多くは、ヨウ素、テルル、モリブデンなど、フッ素化されていない高温揮発で揮発するものと同じである。注目すべき違いは、テクネチウムは揮発するが、セシウムは揮発しない点である。
プルトニウム、ネプツニウム、アメリシウムなどの一部の超ウラン元素は揮発性フッ化物を形成するが、フッ素分圧が低下するとこれらの化合物は不安定になる。[ 57 ]プルトニウムの大部分とウランの一部は、最初は灰の中に残り、火炎フッ素化装置の底に沈殿する。灰中のプルトニウムとウランの比率は、高速中性子炉燃料に必要な組成に近似することもある。灰をさらにフッ素化すると、ウラン、ネプツニウム、プルトニウムはすべて揮発性フッ化物として除去できるが、他のいくつかのマイナーアクチニドは揮発性フッ化物を形成せず、代わりにアルカリ核分裂生成物とともに残る可能性がある。一部の貴金属はフッ化物を全く形成せず、金属の形で残る可能性があるが、六フッ化ルテニウムは比較的安定で揮発性である。
残留物を高温で蒸留することで、沸点の低い遷移金属フッ化物やアルカリ金属（Cs、Rb）フッ化物を、沸点の高いランタニドおよびアルカリ土類金属（Sr、Ba）フッ化物やイットリウムフッ化物から分離することができる。必要な温度はかなり高くなるが、真空蒸留によってある程度下げることも可能である。フッ化リチウムやフッ化ナトリウムなどのキャリア塩を溶媒として使用している場合、高温蒸留はキャリア塩を分離して再利用する方法の一つである。
溶融塩炉の設計では、フッ化物揮発性物質の再処理を連続的または頻繁に実施します。その目的は、アクチニドを溶融燃料混合物に戻して最終的な核分裂反応に利用すると同時に、中性子吸収物質となる核分裂生成物、あるいは原子炉炉心外に安全に保管できる核分裂生成物を除去し、最終的に永久貯蔵施設へ移送するまでの間、それらの物質を保管することです。
揮発性の高原子価フッ化物を形成する元素の多くは、揮発性の高原子価塩化物も形成します。塩素化と蒸留は、分離のもう1つの可能な方法です。分離の順序は、フッ化物の場合とは有益な点で異なる場合があります。たとえば、四塩化ジルコニウムと四塩化スズは、それぞれ331 °C (628 °F)と114.1 °C (237.4 °F)と比較的低い沸点を持っています。塩素化は、機械的被覆剥離の代わりに、ジルコニウム燃料被覆を除去する方法として提案されたこともあります[ 46 ] 。
塩化物は、フッ化物よりも、酸化物などの他の化合物に後で変換されやすい可能性が高い。
揮発後に残った塩化物は、水への溶解度によって分離することもできます。アメリシウム、キュリウム、ランタニド、ストロンチウム、セシウムなどのアルカリ金属元素の塩化物は、ウラン、ネプツニウム、プルトニウム、ジルコニウムの塩化物よりも溶解度が高いです。
分析目的で放射性金属の分布を決定するために、溶媒含浸樹脂（SIR）を使用することができます。SIRは多孔質粒子であり、その細孔内に抽出剤が含まれています。このアプローチでは、従来の液液抽出で必要とされる液液分離ステップを回避できます。放射分析分離用のSIRの調製には、有機アンバーライトXAD-4またはXAD-7を使用できます。使用可能な抽出剤には、例えばトリヘキシルテトラデシルホスホニウムクロリド（CYPHOS IL-101）またはN,N0-ジアルキル-N,N0-ジフェニルピリジン-2,6-ジカルボキシアミド（R-PDA; R = ブチル、オクチルI、デシル、ドデシル）などがあります。[ 62 ]
再処理・廃棄物処分と中間貯蔵・直接処分の相対的な経済性は、2000年代の最初の10年間、多くの議論の焦点となった。研究[ 63 ]では、既存の熱中性子炉 でのプルトニウムの1回限りのリサイクルに基づく再処理・リサイクルシステムの燃料サイクル全体のコストをモデル化し（提案されている増殖炉サイクルとは対照的に）、これを直接処分を伴う開放型燃料サイクルの総コストと比較している。これらの研究によって得られた結果の範囲は非常に広いが、当時の経済状況下では再処理・リサイクルの選択肢の方がコストが高いという点で全員が一致している。[ 64 ]ウラン市場、特にその短期的な変動は、原子力発電による電力コストにわずかな影響しか与えないが、ウラン市場の長期的な傾向は、核燃料再処理の経済性に大きな影響を与える。ウラン価格が上昇し、一貫して高いままであれば、MOX燃料、増殖炉、あるいはトリウム燃料サイクルによる「燃料供給の引き延ばし」がより魅力的になる可能性がある。しかし、ウラン価格が低水準にとどまる限り、再処理の魅力は低下するだろう。
使用済み燃料の放射能レベルを下げるためだけに再処理が行われる場合、使用済み核燃料は時間の経過とともに放射能が低下することを考慮する必要があります。40 年後には放射能は99.9%低下しますが[ 65 ]、放射能レベルが天然ウランのレベルに近づくにはまだ1000年以上かかります[ 66 ] 。しかし、プルトニウム239を含む超ウラン元素のレベルは10万年以上高いままなので、核燃料として再利用されない場合は、核拡散の理由と放射線の危険性から、これらの元素は安全に処分する必要があります。
2011年10月25日、日本の原子力委員会の委員会は、発電のために核燃料をリサイクルするコストに関する計算を会議で明らかにした。これらのコストは、使用済み燃料を直接地層処分するコストの2倍になる可能性がある。プルトニウムの抽出と使用済み燃料の処理のコストは、発電1キロワット時あたり1.98円から2.14円と推定された。使用済み燃料を廃棄物として処分する場合のコストは、1キロワット時あたりわずか1円から1.35円である。[ 67 ] [ 68 ]
2004年7月、日本の新聞各紙は、日本政府が放射性廃棄物の処分費用を見積もったと報じ、4か月前にそのような見積もりは行われていないと主張していたことと矛盾した。再処理しない選択肢の費用は、 再処理費用（247 億ドル）の4分の1から3分の1（55億ドルから79億ドル）と見積もられた。2011年末、2004年に原子力政策企画課長を務めていた安井正也が、2004年4月に部下にデータの隠蔽を指示していたことが明らかになった。データが意図的に隠蔽されたという事実により、同省は事件を再調査し、関係職員を処罰するかどうかを再検討せざるを得なくなった。[ 69 ] [ 70 ]
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