日本核工业.doc

提要：日本80%的能源依靠进口。日本首座核动力堆于1966年中期投入运行。1973年，日本将核能确定为国家优先发展战略。目前，日本有55台核电机组在运行，提供全国30%的电力。到2030年将至少增长到40%。尽管是全世界惟一一个在战争期间遭受过核武器打击的国家，日本仍然大力支持核技术的和平利用，为全国提供相当一部分的电力供应。目前，日本总发电量中有30%来自核能，核电装机容量为4750万千瓦。根据计划，2009年核发电量比例将上升到37%，2014年上升到41%。日本自然资源缺乏，一次能源需求约80%依靠进口来满足。最初，日本依靠化石燃料进口，主要是从中东地区进口石油。1973年石油危机使得这种地理单一、商品单一的弱点更加突出。当时，日本核工业已经在成长之中，拥有5台运行中的核电机组。对国内能源政策做了重新评价之后，结论是要突出能源多样化，并重点发展核电。降低日本对石油进口的依赖度被提到最优先的地位。历史：核能计划与政策的发展日本于1954年开始核研究计划，用于核能的预算有2.3亿日元。1955年通过的原子能基本法严格将核技术的利用限制在和平目的。该法的目的是确保三条原则民主的方法、独立的管理、保持透明作为核研究活动的基础，同时要推进国际合作。1956年成立“原子能委员”（AEC），进一步推进核电发展与利用。根据这部法律，1956年还成立了几个与核能有关的组织机构，分别为：日本科技厅（JST）、日本原子能研究所（JAERI）、核燃料集团（1967年更名为PNC）。日本首座商用核反应堆是从英国进口。东海1号，160MWe气冷（镁诺克斯型）反应堆，由美国通用电气负责建造，于1966年7月投入运行，1998年3月关停。这台机组建成后，为了验证可以使用浓缩铀燃料的堆型，1970年，日本建成了第一批3台沸水堆和压水堆核电机组并投入商业化运行。之后的一个时间，日本企业从美国供货商购买设计，并与日本国内企业联合建造，从而获得在日本建造同类堆型机组的许可证。诸如日立、东芝、三菱重工等企业，都在这一时期具备了自己设计和建造轻水反应堆的能力。到七十年代末，日本工业届已经大部建成自己的核电生产能力。目前日本在向东亚国家出口核技术的同时，还参与了可能会被欧洲选中的新堆设计的开发中。由于早期反应堆的可靠性问题造成停堆大修时间比较长，19751977年期间，日本核电机组的平均容量因子仅为46%（而2001年已经达到79%）。1975年，日本通商产业省（MITI）和核电行业共同启动了“轻水堆改进和标准化计划”。这项计划的目标是，在1985年以前，分三阶段完成轻水堆的设计标准化工作。在第一和第二阶段，现有的沸水堆和压水堆设计将进行调整，以改进其运行和维护。在第三阶段，将反应堆的发电功率提升到130万140万千瓦，并对设计做一些基础变更。这就是所谓的“先进型沸水堆”（ABWR）和“先进型压水堆”（APWR）。九十年代后期进行的一项重大的研究与燃料循环行为是，组建了“动力堆与核燃料开发事业团”，即PNC。开展的活动范围广泛，覆盖了从在澳大利亚进行铀勘探到高放废物处置的全部活动。由于发生了2次事故，并且PNC没有做出令人满意的响应，1998年，日本政府将PNC重组为“日本核燃料开发机构”（JNC），重点放在快中子增殖反应堆开发、高燃耗燃料的后处理、混合氧化物（MOX）燃料制造、高放废物处置。2005年10月，JAERI和JNC合并成为“日本原子能研究开发机构”（JEAE），隶属于日本文部科学省（MEXT）。JEAE目前是日本最主要的综合核研发机构，拥有4400名员工，10个研究设施，每年经费预算1610亿日元（17亿美元）。近来的能源政策：核为重点日本能源政策一直以保障能源安全，最大程度降低对现有进口的依赖度为出发点。涉及核电的主要内容包括：继续将核电作为电力生产的主要构成部分；对乏燃料中的铀和钚进行再循环，先在轻水堆中使用，从2005年实现在国内进行后处理；稳步推进快中子增殖堆开发，以便大幅度改进铀的利用；向公众推广核能，重点强调安全和不扩散。2002年3月，日本政府宣布，将主要依靠核能来实现京都议定书中确定的温室气体减排目标。2001年7月，向经济产业省（METI）提交的“十年能源计划”，获得了内阁的批准。根据计划，核电装机容量将增长30%（1300万千瓦），到2011年将新投运912台核电机组。目前，日本拥有在运行的核电机组54台，总装机容量4552万千瓦；在建3台（330万千瓦），规划12台（1440万千瓦）。2002年6月，新的能源法确定了保障能源安全和稳定供应的基本原则，在建立能源基础设施满足经济增长方面给予政府更大的权限。新的能源法还推进提高能源消费效率，进一步降低对化石燃料的依赖度，以及市场解除管制。2002年11月，日本政府宣布，将首次对煤炭征税，算上METI专用能源帐户中对石油、天然气和液化石油气的征税，从2003年10月将带来约100亿日元的税收净增长。同时，METI还降低了电源开发税，包括核发电税，降幅为15.7%，折合每年为500亿日元。专用能源帐户中的税种，设计初衷是为了改进日本的能源供应结构；做出以上变更是实现京都议定书中减排目标第一阶段行动的一部分。第二阶段，20052007年，涉及一个更加全面的环境税收体系，包括碳税。这些进步，尽管2002年出现了一些关于核电站设备检查记录造假的丑闻，已经为核能逐步发挥更重要的作用铺平了道路。2004年，“日本原子力产业协会”（JAIF）就日本核能未来发布了一份预测报告。报告中综合考虑了二氧化碳减排60%、人口减少20%，GDP保持稳定等因素，预测到2050年，日本核电装机容量达到9000万千瓦。这意味着目前的核电装机容量翻番，核电份额也翻番，达到日本总发电量的60%。此外，核电容量中将有2000万千瓦（热能）用于氢气生产。氢气将占到消费能源的10%，而70%的氢气将产自于核电站。2005年7月，日本原子力委员会（AEC）再次确认了日本核电的政策方向，并证实当前的发展重点是轻水堆。主要内容包括：2030年以后，核电占总发电容量的份额目标是“3040%或更高”，其中包括以先进型轻水堆替代现有的机组；快中子增殖堆将在2050年以后引入商用；乏燃料将在日本国内后处理，以回收其中的裂变材料，用于制造MOX燃料；高放废物处置问题将在2010年以后得到解决。2006年4月，日本能源经济研究所（IEE）发布预测，到2030年，一次能源需求将下降10%，电力使用将增长，核电份额将达到41%，核电装机容量达到6300万千瓦；到2030年，将有10台核电机组并网发电，同时，敦贺（Tsurga）核电站1号机组（34.1万千瓦，沸水堆）也将退役。2006年5月，执政的自民党敦促政府加快开发快中子增殖反应堆，称这是“国家基础技术”。自民党提出要增加预算，从研发到验证再到实施要加大协调，并进行国际合作。日本已经在第四代核技术研发活动中发挥着主导作用，重点放在钠冷快堆，不过，28万千瓦的文殊原型快堆仍处于关闭状态。2007年4月，政府选择三菱重工（MHI）作为开发新一代快堆的核心企业。这得到了政府多个部门，以及日本原子力研究开发机构（JAEA）和日本电气事业联合会（FEPC）的支持。这些都对日本加速开发世界领先的快堆产生有益的帮助。MHI自六十年代将核电作为主营业务之一以来一直积极地参与快堆开发。 反应堆开发：七十年代，日本普贤（Fugen）先进热中子原型堆（ATR）建成。这种堆以重水为慢化剂，采用加压轻水冷却，设计可以使用铀燃料和钚燃料，但主要是验证钚的利用。这是世界上第一个采用全MOX燃料堆芯的热中子堆。普贤堆电功率为14.8万千瓦，由JNC负责运行，2003年3月关停。日本规划在Ohma建造60万千瓦的ATR示范堆，但于1995年决定中止。1970年以来，日本共有28座沸水堆（包括先进型沸水堆）和23座压水堆投入运行。日本首批ABWR机组（131.5万千瓦）是东京电力公司（Tepco）的柏崎刈羽核电站（Kashiwazaki-Kariwa）6号、7号机组，分别于1996年11月、1997年7月投入商业化运行。两台机组由美国通用电气、日本东芝公司和日立公司组成的联合体建造。还有3台ABWR机组，滨冈（Hamaoka）5号、志贺（Shika）2号、岛根（Shimane）3号，目前正处于调试或在建状态。日立公司还正在开发60万、90万和170万千瓦等级的ABWR机组。ABWR二代的电功率为171.7万千瓦。150万千瓦级的先进型压水堆（APWR）设计已经由4家电力公司联合三菱、西屋（早期参与）开发出来。目前，这一设计正在日本申请许可证，计划首批机组（153.8万千瓦）于2009年开始在敦贺（Tsuruga）核电厂址上建造（3号、4号机组）。2004年3月，福井县地方政府已经批准建造这个项目。APWR比目前的PWR更加简单，具有能动和非能动冷却系统，效率更高，燃耗超过55千兆瓦日/吨。设计工作正在进行，将成为日本下一代压水堆的基础。“APWR+”的电功率为175万千瓦，能够使用全MOX堆芯。三菱重工现在正在美国和欧洲市场推销170万千瓦级的APWR，并于2008年1月向美国核管制委员会提交了设计许可证申请。美国版本的APWR已经有TXU集团（现名“Luminant”）选择在德克萨斯州科曼奇峰（Comanche Peak）核电站扩建。三菱重工还参与了西屋公司AP1000反应堆的开发工作，但现在西屋公司已被东芝公司收购，三菱重工将独立开发压水堆技术。2005年中期，日本经济产业省自然资源与能源厅（ANRE）核能政策规划部门提出要进行一项2年期的下一代轻水堆开发的可行性研究。新的设计，基于ABWR和APWR，将使建造工期和发电成本下降20%，并且使乏燃料的数量减少20%，同时安全性得到提高，3年可以建成，寿期更长。2007年9月，日本政府、核工业和电力公司宣布，将共同开发新型轻水堆设计，计划2020年左右部署。新型设计将使用富集度最低在5%以上的燃料，运行寿期达到80年。这个项目预计将投资5.2亿日元，8年时间，开发出一种BWR和一种PWR设计，每种堆型的电功率都在170万180万千瓦。关于快中子增殖堆（FBR），常阳（Joyo）试验快堆自1977年首次达临界以来，一直运行良好，已经积累了很多技术数据。文殊（Monju）原型快堆于1994年4月首次启动，但1995年12月在性能试验中二次热交换系统出现钠泄漏而中止，运行期间电功率达到24.6万千瓦。其监管权已转交给JNC（现为JAEA），日本科技大臣表示，2008年的主要目标是重新启动这座堆（见“日本文殊快堆完成换料年内恢复运行”）。日本最高法院于2005年5月做出的裁定，为2008年内（可能是10月）重新启动文殊堆扫清了障碍。此外，JAEA还接手了位于茨城县东海村附近大洗町（Oarai）的快堆和相关的研发工作。1998年末，一座热功率30MWt的小型气冷原型堆高温工程实验堆（HTTR）实现首次启动。这是日本首座石墨慢化、氦气冷却的反应堆。启动时的运行温度为850，2004年达到950，使其可以应用诸如热化制氢等化学工艺。这座反应堆的燃料是装入六角型石墨棱柱内的陶瓷包覆颗粒，具有很高的固有安全性水平。这一设计是为了给第二代高温氦冷核电机组在工业或驱动直接循环气轮机方面的商业化应用提供基础。根据计划，2015年，HTTR将于一座1000立方米/小时的碘硫制氢工厂连接，以验证其在一体化生产体系中的性能。 日本在运行的核电机组：机组堆型电功率（万千瓦）业主商运时间福岛第一核电站1号（Fukushima I）BWR43.9东京电力1971年3月福岛第一核电站2号BWR76东京电力1974年7月福岛第一核电站3号BWR76东京电力1976年3月福岛第一核电站4号BWR76东京电力1978年10月福岛第一核电站5号BWR76东京电力1978年4月福岛第一核电站6号BWR106.7东京电力1979年10月福岛第二核电站1号（Fukushima II）BWR106.7东京电力1982年4月福岛第二核电站2号BWR106.7东京电力1984年2月福岛第二核电站3号BWR106.7东京电力1985年6月福岛第二核电站4号BWR106.7东京电力1987年8月玄海核电站1号（Genkai）PWR52.9九州电力1975年10月玄海核电站2号PWR52.9九州电力1981年3月玄海核电站3号PWR112.7九州电力1994年3月玄海核电站4号PWR112.7九州电力1997年7月滨冈核电站1号（Hamaoka）BWR51.5中部电力1976年3月滨冈核电站2号BWR80.6中部电力1978年11月滨冈核电站3号BWR105.6中部电力1987年8月滨冈核电站4号BWR109.2中部电力1993年9月滨冈核电站5号ABWR132.5中部电力2005年1月东通核电站1号（Higashidori）东北电力BWR105.3东北电力2005年12月伊方核电站1号（Ikata）PWR53.8四国电力1977年9月伊方核电站2号PWR53.8四国电力1982年3月伊方核电站3号PWR84.6四国电力1994年12月柏崎刈羽核电站1号（Kashiwazaki-Kariwa）BWR106.7东京电力1985年9月柏崎刈羽核电站2号BWR106.7东京电力1990年9月柏崎刈羽核电站3号BWR106.7东京电力1993年8月柏崎刈羽核电站4号BWR106.7东京电力1994年8月柏崎刈羽核电站5号BWR106.7东京电力1990年4月柏崎刈羽核电站6号ABWR131.5东京电力1996年11月柏崎刈羽核电站7号ABWR131.5东京电力1997年7月美滨核电站1号（Mihama）PWR32关西电力1970年11月美滨核电站2号PWR47关西电力1972年7月美滨核电站3号PWR78关西电力1976年12月大饭核电站1号（Ohi）PWR112关西电力1979年3月大饭核电站2号PWR112关西电力1979年12月大饭核电站3号PWR112.7关西电力1991年12月大饭核电站4号PWR112.7关西电力1993年2月女川核电站1号（Onagawa）BWR49.8东北电力1984年6月女川核电站2号BWR79.6东北电力1995年7月女川核电站3号BWR79.6东北电力2002年1月川内核电站1号（Sendai）PWR84.6九州电力1984年7月川内核电站2号PWR84.6九州电力1985年11月志贺核电站1号（Shika）BWR50.5北陆电力1993年7月志贺核电站2号BWR130.4北陆电力2006年3月岛根核电站1号（Shimane）BWR43.9中国电力1974年3月岛根核电站2号BWR79.1中国电力1989年2月高滨核电站1号（Takahama）PWR78关西电力1974年11月高滨核电站2号PWR78关西电力1975年11月高滨核电站3号PWR83关西电力1985年1月高滨核电站4号PWR83关西电力1985年6月东海核电站2号（Tokai）BWR105.6日本原子能发电公司1978年11月泊核电站1号（Tomari）PWR55北海道电力1989年6月泊核电站2号PWR55北海道电力1991年4月敦贺核电站1号（Tsuruga）BWR34.1日本原子能发电公司1970年3月敦贺核电站2号PWR111.5日本原子能发电公司1987年2月合计：55台4757.7万千瓦 日本在建的核电机组：机组堆型电功率（万千瓦）业主开工日期投运日期泊核电站3号（Tomari）PWR91.2北海道电力2003年2009年岛根核电站3号（Shimane）ABWR137.3中国电力2005年12月2011年12月合计：2台228.5 日本规划、定购或邀请的核电机组：机组堆型电功率单机）业主开工时间投运时间大间核电站（Ohma）ABWR138.3日本电源开发2007年8月2012年敦贺核电站3号（Tsuruga）APWR153.8日本原子能发电公司2010年10月2016年敦贺核电站4号APWR153.8日本原子能发电公司2010年10月2017年福岛第一核电站7号（FukushimaI）ABWR138东京电力2009年2013年福岛第一核电站8号ABWR138东京电力2009年2014年东通核电站1号（Higashidori）ABWR138.5东京电力2008年2014年东通核电站2号ABWR138.5东京电力2011年2017年上关核电站1号（Kaminoseki）ABWR137.3中国电力2009年2014年上关核电站2号ABWR137.3中国电力2012年2017年东通核电站2号东北电力ABWR138.5东北电力2013年2018年浪江小高核电站（Namie-odaka）BWR82.5东北电力2013年2018年川内核电站3号（Sendai）PWR110九州电力当地政府已经发出邀请合计：12台1604.5文殊快堆原型堆24.6JAEA199495年运行，等待重新启动 备注：大间核电站开工日期推迟到2007年10月，等待监管部门对地震安全性报告的审查完成；敦贺3号、4号，和东京电力的东通1号，正在由监管部门进行最终的安全性评估。 日本电源开发集团，现在名称为J-Power，已经提出在青森县建造大间核电站的许可申请，这是1台138.3万千瓦的ABWR机组。计划2007年8月开工建设，2012年进入调试阶段，但由于地震标准的提高而可能推迟。除了普贤（Fugen）先进热中子实验堆之外，大间将是日本首座专门使用MOX燃料的商用堆。经过因选址问题造成的延误之后，敦贺核电站3、4号机组已经得到了福井县地方政府的批准，业主日本原子能发电公司也已向政府提交了建造许可申请。许可审批程序可能需要2年时间，建设费用估计为7700亿日元（74亿美元），计划于2010年开工，2016年和2017年投入商业化运行。制造核电站主要大锻件的厂家，从2007年开始，投入400亿日元（3.3亿美元），增加产能，以便应对中国和美国的定单。日本制刚所（JSW）的制造和研发基地分别位于广岛（Hiroshima）、横滨（Yokohama）、室兰（Muroran）。在北海道的室兰中心，拥有重型钢厂和与发电有关的实验室。室兰中心制造核电站中使用的反应堆压力容器、蒸汽发生器部件、发电机和汽轮机转子大轴、合金钢板和汽轮机外壳。自1974年开始，JSW一直根据美国核管制委员会的标准，为核电站制造锻件，目前已向全世界提供了130套反应堆压力容器，占总量的1/3还多。 铀供应：日本本国不产铀。2007年，日本的铀需求为8872吨铀，分别来自澳大利亚（约1/3）、加拿大、哈萨克斯坦及其他国家。2006年，伊藤忠商社（Itochu）签定协议，今后10年将从哈萨克斯坦购买3000吨铀，作为合作，日本将为哈萨克斯坦Central Mynkuduk铀矿（储量52000吨铀，见“哈萨克斯坦铀资源与核工业简介”）提供融资支持。2007年，日本丸红株式会社（Marubeni）和东京电力公司联合日本其他企业，收购了哈萨克斯坦Kharasan铀矿（储量55000吨铀）40%的股权（见“东芝公司买入哈萨克铀项目部分股权”），该矿每年将向日本提供2000吨铀。 燃料循环设施：日本一直在积极发展本国完整的核燃料循环工业。JAEA在冈山县人形岭（Ningyo Toge）运营一座小型的铀精炼与转换工厂，和一座离心工艺浓缩示范工厂。日本大部分浓缩服务依靠进口，日本原燃（JNFL）在六所村（Rokkasho）运营一座商业化浓缩工厂。1992年投入运行，使用自主技术，有7个级联，每个级联的年加工能力为15万分离功（SWU），但只有2个在运行。根据计划，这座工厂的最终能力将达到150万SWU/年。目前正在测试一个采用新型“Shingata”设计的铅级联，计划将用铅级联对工厂重新装备。JNFL的股东是日本9家电力公司。日本拥有6400吨通过乏燃料后处理得到的铀，目前贮存在法国和英国的后处理工厂。2007年，日本与俄罗斯的Atomenergoprom签署协议，后者将为日本的电力公司持有的这些铀提供浓缩服务。在东京以北茨城县东海村（Tokai），三菱重工的核燃料公司运营一座大型的燃料制造工厂，1972年投运；其他位于东海村和熊取町（Kumatori）的燃料制造厂由日本原子燃料事业会社（NFI）运营；JAEA在东海村还有一些专为普贤先进热中子堆和快中子增殖堆计划制造混合氧化物燃料的试验工厂，每个工厂的制造能力约10吨/年。在东海村，JNC（现名JAEA）还运营一座能力为90吨/年、采用普雷克斯（Purex）技术的示范后处理工厂，自1977年以来已经处理了1116吨乏燃料，最后一批处理是在2006年初。现在该工厂的重点放在研发上，包括MOX燃料的后处理。JAEA在东海村还有一些乏燃料贮存设施，并正计划新建一座。1995年，JAEA还在东海村投运了一座高放废物固化示范工厂。东海村已经成为JAEA在高放废物处理和处置研发方面的重要基地。1984年，日本电气事业联合会（FEPC）向六所村和青森县申请许可建造一座大型的综合设施，包括铀浓缩工厂、低放废物贮存中心、高放废物贮存中心和后处理工厂。目前，JNFL负责运营那里的低放废物贮存中心和高放废物贮存中心，能力为800吨/年的后处理工厂正在建设，目前已进入调试阶段。2007年11月，六所村固化工厂开始积极的试验工作，将高放废物与硼硅酸盐玻璃固化在一起。固化厂从附近的后处理厂接收废物。这些废物是乏燃料经过后处理，回收了其中的铀和钚之后的剩余高放废物，体积为后处理前的3%。 后处理和MOX燃料：出于保障能源安全考虑，尽管铀的价格多年保持低水平，日本1956年以来执行的政策一直是最大限度地利用进口的铀，通过以MOX燃料形式对乏燃料中的铀和钚进行再循环，可以使从核燃料中获得的能量提高2530%。前面提到的1977年2006年在东海村运行的示范后处理工厂，处理了1000多吨乏燃料，并有钚-铀混合产物。JNFL在六所村的800吨/年的后处理工厂，经过22个月的试验期和13年的建设期，计划于2008年5月投入运行。该工厂的工艺基础是法国阿海珐（Areva）阿格（La Hague）后处理工厂的技术，2007年末，日本方面与Areva将双方20年期限的合作协议进行展期，并特别关联到“全球核能伙伴计划”（GNEP）的目标。现在使用的调整后的Purex工艺，在钚产物中留有铀（50：50比例的混合物），这样就保证在任何情况下都不会有独立分离出来的钚，从而缓解了对钚可能的误用的担忧。2007财政年度（截至2008年3月底），日本共有210吨乏燃料得到后处理。2008年财政年度，预计这一数字为395吨，从中可以回收1.9吨的裂变钚（反应堆级）。 背景说明：2004年10月，日本原子力委员会的咨询组以大比例（30票对2票）通过决定，继续进行JNFL的800吨/年的六所村后处理工厂的最终调试和商业化运行，投资约2.4万亿（200亿美元）日元。原子力委员会否决了将乏燃料送往美国进行直接处置的替代方案。此举为看成是今后几十年中，政府与企业共同制订核政策行动的重要里程碑。2006年3月，工厂在13年建设之后，进入了22个月的最终调试阶段。约430吨乏燃料将被送到这座工厂，对工厂运行进行全面测试。调试过程将产生约2.3吨的反应堆级钚（1.6吨裂变钚）。2004年政府研究报告显示，预计今后60年内进行后处理的费用（1.6日元/千瓦时）要比直接进行最终处置（0.91.1日元/千瓦时）高出很多；换算为总体发电成本为5.2日元/千瓦时，如果不考虑新工厂已经投入的资金的影响，或是2004年以来铀价格的显著上升，总体发电成本为4.54.7日元/千瓦时。到目前为止，乏燃料的后处理大部分在欧洲由英国核燃料公司（BNFL）和法国阿海珐（Areva）进行（分别为4200吨/年和2900吨/年），经过玻璃固化的高放废物被运回日本进行最终处置。委托Areva进行的后处理业务于2005年结束，JNFL六所村后处理厂计划于2008年初投入全规模运行。日本1999年就开始有乏燃料等待送到这座工厂进行后处理（1998年结束向欧洲运输乏燃料）。新的六所村工厂将用40年左右的时间，处理截至2005年底已经贮存在此的14000吨乏燃料，和2006年以来接收的18000吨乏燃料。每年将产生4吨左右的裂变钚。日本电气事业联合会表示，根据“钚”计划，日本的9家电力公司将从2010年开始，把后处理得到的钚用于制造1618座反应堆使用的MOX燃料。预计每年将有6吨裂变钚装入动力堆中使用。同时，日本送往欧洲的乏燃料后处理分离出的40吨反应堆级钚（25.6吨裂变钚）将在欧洲制成MOX燃料。不过，当地对于使用MOX燃料的担忧一度延缓了1994年“钚”计划的实施。至今为止，日本已经收到了3批来自欧洲的反应堆级钚，约2吨多重。第一批是在1992年，是单一的钚氧化物，标明用于文殊快中子增殖原型堆。不过，文殊堆虽已准备装载这些燃料，但因1996年发生的一次钠泄漏而保持关闭至今。第二批是用于轻水堆的MOX燃料，1999年交付。这批燃料中，部分是由BNFL提供的，用于关西电力公司的高滨核电站，但被发现质量控制数据有造假的丑闻。2002年，这批燃料被退回英国。第三批是BNFL制造的MOX燃料，用于东京电力公司的柏崎刈羽核电站3号反应堆。福岛县和新滹县地方政府采取行动推迟MOX燃料在本地反应堆内的利用，使得东京电力和关西电力被迫暂停并重新编制利用计划。2008年，静冈县接受了中部电力公司在滨冈核电站4号反应堆使用MOX燃料的方案；福井县接受了关西电力公司从2010年开始在高滨核电站3号、4号反应堆使用MOX燃料的方案。同时，日本的钚库存有所下降，2004年底有41吨分离的反应堆级钚（约35%为裂变）库存，等待用于制造MOX燃料。2007年底，日本电力公司共有26.4吨裂变钚：13.9吨在法国，11.3吨在英国，1.2吨在日本国内。2012年开始，每年将有5.5吨6.5吨的裂变钚得到利用。2005年4月，青森县地方政府批准在六所村后处理工厂附近建造一座MOX燃料工厂。青森县知事、六所村市长和JNFL社长签署了一份协议。青森县知事敦促日本电气事业联合会“加强努力，推进MOX利用计划的实现”。这一批准行为被看成是日本向完整的燃料循环迈出的重要一步，得到了日本政府、原子力委员会和电力公司的大力支持。JNFL已经提出许可申请，建造并运营一座130吨/年的J-MOX（日本MOX）制造工厂。这座工厂投资12亿美元，2007年底前开工，2012年投入运行。2005年9月，日本原子力安全保安院（NISA）代表经济产业省，批准了MOX在几座反应堆中使用，包括高滨核电站3号、4号，福岛第一核电站3号，柏崎刈羽核电站3号和玄海核电站3号。经过对反应堆做部分改造后，2012年左右将可使用MOX。此外，岛根核电站2号和滨冈核电站4号的MOX使用申请正在审查过程中。2006年11月，四国电力公司与三菱签署协议，利用600公斤反应堆级钚，为伊方核电站制造21组MOX燃料组件。这些钚是Areva在法国阿格后处理工厂对四国电力公司的乏燃料进行后处理得到的，MOX将在法国的Melox工厂制造。（待续）快中子增殖堆：最初的想法是利用快中子增殖堆（FBR）燃烧MOX燃料，使日本真正实现核燃料方面的自立。但在低价铀供应丰富的时代，FBR被证明是不经济的，所以研发进展缓慢，并且MOX计划也转向了轻水堆。1961年1994年，日本进行了很大力量进行FBR研发，主体是PNC。1967年，FBR和ATR一起被确定为日本核计划的主要目标。1994年，FBR的商业化时间被推迟到2030年；2005年，商用FBR的计划被推迟到2050年。1999年，JNC启动一项计划，审查有发展前景的概念，在2005年以前确定开发方案，并到2015年以前建立一套FBR技术体系。主要指标包括：非能动安全性，对轻水堆具有经济竞争力，实现对资源的高效利用（燃烧超铀元素和贫化铀），减少废物，防止核扩散，多功能性（包括制氢）。电力公司、日本电力中央研究所（CREIPI）和JAEA也参与其中。JNS研究的第二阶段重点是4种基本的反应堆设计：采用钠冷却、MOX和金属燃料；采用氦冷却、氮氧化物和MOX燃料；采用铅铋共溶冷却、氮氧化物和金属燃料；超临界水冷、MOX燃料。这4种设计概念都涉及到完整的燃料循环，并考虑了3种后处理路线：先进水成法，氧化物电解法，高温冶金处理（电解精炼）法。这些工作与第四代研发也有联系，日本在钠冷FBR方面发挥了主导作用。JAEA的2006年预算在快中子增殖堆的研发上增幅很大，增加了346亿日元。2006年9月，日本电气事业联合会提出了一种紧凑型钠冷FBR设计，150万千瓦级，使用MOX燃料，与先进型轻水堆相比具有竞争力。目前，三菱正在进行将之商业化的相关工作。根据计划，2025年将投产1台规模小一些的示范机组。JAEA在对快堆产生乏燃料的后处理方面已经做了一些工作，这些乏燃料中钚的含量更高。日本电气事业联合会设想采用水成后处理法，将铀、钚和镎一起回收，并在MOX燃料芯块中加入少量的锕系元素进行燃烧。JAEA是根据“第四代国际论坛”下的一个项目开展这项工作的。这个名为“全球锕系元素循环国际示范”项目，目的是调研在快堆中使用含有锕系元素的燃料组件。2007年4月，日本政府选择三菱重工作为开发下一代FBR的主体。从2007年7月开始，三菱FBR系统将作为一个专业公司运作，同时还负责与Areva联合投标美国先进型再循环反应堆项目，这个项目是“全球核能合作伙伴计划”下的组成部分。高放废物：1995年，日本首座高放废物中间贮存设施在六所村开业。从欧洲运回的第一批玻璃固化高放废物（对日本乏燃料后处理的产物）也于当年抵达。最后一批从法国运回废物于2007年完成；2008年开始从英国运回废物。2005年，东京电力和JAPC宣布，将在陆奥（Mutsu）建设“可再循环燃料贮存中心”，2010年投入运行，具有5000吨贮存能力。该设施将为乏燃料进行后处理前提供最长50年的贮存服务。2000年5月，日本议会通过了“特定放射性废物最终处置法”（简称“最终处置法”），规定要将高放废物（限定为：反应堆乏燃料后处理产生的玻璃固化废物）进行深层地质最终处置。根据这部法律，2000年10月成立了私有性质的“原子力发电环境整备机构”（NUMO），推进最终处置计划，包括选址、技术示范、许可证申请、建造、运行、50年受监控的可回取贮存，以及最终处置设施的关闭。根据规划，到2020年将有约4万罐玻璃固化高放废物，等待进行最终处置，增长的量全部来自日本的核电站。NUMO已经开始了一个公开的厂址选请程序，据此来缩小已经提供的和可能适合的厂址的范围。最有希望的厂址将在2012年开始接受详细的调查。这项工作将分三阶段进行，到2030年完成，最终选定厂址。这座最终处置设施计划2035年左右投入运行，所需要的3万亿日元（280亿美元）将从电力公司（及其客户）电价中的0.2日元/千瓦时的专门资金中支付给NUMO。这个数额超出了政府支付给当地社会的任何财政补偿。2007年中期，日本通过了一项“补充废物处置法案”，认为最终处置是正在稳步实施的核政策中最重要的问题。法案要求政府采取行动，举全国之力，通过推进安全和地区发展，帮助公众了解事实，以便使最终处置设施的厂址毫无拖延地得到确定。法案还要求通过与其他国家进行合作，改进最终处置技术，根据需要对安全规范进行修订，并通过努力，如建立更加有效的检查体系以阻止数据造假和掩盖行为的再次发生，重新获得公众的信任。日本高放废物最终处置概念的技术方面是建立在JNC（现为JAEA）20多年参与日本地质学界对最终处置设施标准的通用性评价基础上的。2000年以来，JAEA所属的Horonobe地下研究中心一直在北海道进行研发，调查约500米深度的水成岩，并于2005年11月开始地下竖井和横廊的建造工作。JAEA位于岐阜县土岐村（Toki）的Tona地球科学中心，正在地下1000米深处的火成岩建造一座小型设施瑞浪（Mizunami）地下实验室。最终处置设施的主要概念是，将20个左右的高放废物罐密封在一个大的钢桶内，或用膨润土层包裹。NUMO已经完成了这方面的设计，包括可以进行检查并经过较长时间后可回取的方案。特别是形成了深洞可回取（CARE）设计方案，分两个阶段：通风的地下深洞，放有再包裹（然后屏蔽）的废物，完全可回取；大约300年之后，回填并封闭深洞。最终的制度控制期使得废物进行放射性衰变，这样到了第二阶段时，废物的热负荷大幅度减少，从而使这种概念可以比其他最终处置概念容纳更高密度的废物。CARE概念也可以用于乏燃料，这时的密封桶与运输用的桶相近，除了要求有一个屏蔽层，因为在深洞回填和封闭之前，热及辐射可以传出去。但是这种概念应用到乏燃料回取几乎是不可能，因为乏燃料也意味着一种重要的潜在燃料资源（通过后处理），而玻璃固化高放废物则不是。而且，乏燃料还要求易于接触，出于核保障检查的需要。最终的回填还可能包括贫化铀，如果那时它也被划分为废物。2004年，METI对从2005年开始利用80年时间对乏燃料进行后处理，再循环其中的裂变材料，并管理所有废物的费用做了评估。METI电力工业委员会承担了这项研究，重点是后处理、MOX燃料制造，以及这些设施的退役（不包括反应堆的退役）。80年的总费用约为19万亿日元，以3%的贴现率计算，折合到每度电的费用为1日元（0.9美分）。如只是一次通过的燃料循环，算上增加的高放废物最终处置费用和增加的铀燃料供应费用，总费用也达到上述方案费用的1/3左右。不过，日本的政策是基于保障能源安全，而不是纯粹的经济性标准。2005年10月，根据新颁布的“后端法”，高放废物的资金安排做了一些变化。根据这部法律，成立了“原子力环境整备资金管理中心”（RWMC）作为独立的资金管理实体。电力公司掌握的专用存款将转交给RWMC，电力公司需要用于后处理时再行给付。退役：最早的东海1号核电站，英国Magnox型反应堆，于1998年关停，正处于20年的退役期。前10年作为“安全贮存”期，使放射性衰变。第一阶段（到2006年）是前期准备工作；第二阶段（到2011年），蒸汽发生器和汽轮机将被拆除；第三阶段（到2018年），反应堆将被拆卸，建筑物清除，厂址完成再利用的准备。所有放射性废物都将被归类为低放废物，尽管分成三类，并将被掩埋：1%的1类废物埋在50100米深度。总费用将为930亿日元，其中350亿用于拆卸，580亿用于废物处理，包括石墨慢化剂（这使费用显著增加）。普贤ATR（14.8万千瓦）于2003年3月关停，JAEA计划在2029年以前完成退役和厂址清理工作，总费用约为700亿日元，包括废物处理和最终处置。这一计划于2008年2月得到批准。JAEA负责反应堆退役方面的研究。监管和安全：日本经济产业省下属的原子力安全保安院（NISA）负责核电监管、许可和安全。NISA对所有核电站进行安全相关领域的定期检查。原子力安全委员会（NSC）是日本政府于1978年根据原子能法成立的更高级别的机构，负责制定政策。和原子力委员会同为内阁府成员。科技厅负责实验堆和研究堆、核燃料设施的安全，放射性废物的管理，以及研究与开发，但2001年其职能转由NISA行使。日本公众对核电的支持在过去几年里由于一系列的事故和丑闻影响而日趋下降。这些事故包括，文殊FBR的钠泄漏，JNC位于东海村的废物沥青化处理设施及与其相连的后处理工厂发生的火灾，1999年在东海村一座小型燃料制造工厂发生的临界事故等。这次临界事故，造成2人死亡，是由于工人按照未经授权的程序文件进行作业而造成的。