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25~30%。
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（0.9~1.1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4.5~4.7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16~18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。
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。（待续）
来源：UIC、AEC
编译：刘军韬
