| *1： | 日本原子力研究開発機構（原子力機構）の施設内に保有するプルトニウムの一部は、電気事業者との役務契約に基づく再処理により回収したものであり、電気事業者の所有するものであるが、これらも原子力機構の施設において「常陽」や「もんじゅ」の燃料に加工する際に電気事業者から譲渡を受けて原子力機構が利用する予定である。 |
| *2： | 「再処理予定量」は東海再処理施設における再処理計画によるもので、平成17年4月から12月までの実績約28トンを含む。 |
| *3： | プルトニウム量は、プルトニウム中の核分裂性プルトニウム量を記載している。 |
| *4： | ３.４トンPufは、平成16年度末に（旧）日本原子力研究所と（旧）核燃料サイクル開発機構が保有していた「分離プルトニウム」の合計量約３.８トンPufから、（旧）日本原子力研究所の高速炉臨界実験装置、（旧）核燃料サイクル開発機構の重水臨界実験装置などにおいて、研究開発の利用に供している約０.４トンPufを差し引いた値である。 また、括弧《 》内の値０.６トンPufは、保有量のうち新燃料製品（燃料体の完成品）の形態で「燃料加工施設」、「常陽」及び「もんじゅ」で保管している「分離プルトニウム」の量である。 |
| *5： | 原子力機構では、プルトニウムを表に記載した原子炉において燃料として利用する他、原子力機構の研究開発施設において許可された範囲内の少量を許可された目的の研究開発の利用に供する場合がある。 |
| *6： | 「年間利用目安量」は、｢常陽｣及び「もんじゅ」の標準的な運転において、炉に新たに装荷するMOX燃料に含まれるプルトニウム量の1年あたりに換算した量を記載している。 |
| *7： | 「常陽」は照射試験を継続中であり、年間約０.１トンずつプルトニウムを使用するものとした。利用期間並びに年間の利用量については研究開発の進捗等に応じて変わりうるものである。 |
| *8： | 「もんじゅ」は現在改造工事を行っているところであり、平成19年度以降年間約０.５トンずつプルトニウムを使用するものとした。利用期間並びに年間の利用量については、研究開発の進捗等に応じて変わりうるものである。 |