特集核燃料サイクルの正体

核燃料サイクルの本当の話をしよう
澤井正子

さわい

まさこ

原子力資料情報室

炭と同じように外国産のエネルギー源なのでは？
「エネルギー基本計画」が創造する新たな“神話”：準国産エネルギー「このサイクルが確立すると」と東京電力も断っているように，確立できていないのだから，やはり準国産とは言えないはず。昔は，原子力発電に安倍政権が 4 月に決定した「エネルギー基本

よるウランの核分裂反応の結果，副産物として原計画」では，原子力発電を以下のように位置づけ

子炉内に生じるプルトニウムを「準国産エネルギている。

ー」と言っていた。ところが，いつのまにかウラ「燃料投入量に対するエネルギー出力が圧倒的ンまで「準国産」になっている。

に大きく，数年にわたって国内保有燃料だけで生一方，「数年にわたって国内保有燃料だけで生産が維持できる準国産エネルギー源として，優れ産が維持できる」というのは，もっとわからない。

た安定供給性と効率性を有しており，運転コスト

核燃料はなるほど 3～4 年原子炉に装荷されていが低廉で変動も少なく，運転時には温室効果ガスる。しかし実際は，燃料の 1/3～1/4 を新燃料にの排出もないことから，安全性の確保を大前提に，毎年交換しており，5％ 以下の濃縮度で燃料の取エネルギー供給構造の安定性に寄与する重要なベ

り替えなしで数年運転するのは実際は無理だろう。

ースロード電源である。」

原子力発電が「優れた安定供給性と効率性を有

この一段落で一文の長文の意を，即座に正確にしており，重要なベースロード電源」であると述理解することは容易ではない。特にわからないのべるために並べられた説明は，東京電力福島第一は，「数年にわたって国内保有燃料だけで生産が原発事故によって崩壊した「安全神話」に代わる，維持できる準国産エネルギー源」というくだりで新しい「神話」剏造のための新たな「宣言」では

ある。

ないか。

「準国産エネルギー」とは？

かつてそれはプ「エネルギー基本計画」で「核燃料サイクル政

ルトニウムをさして使われていた。ところが今は策」については，以下のように記されている。

違うらしい。東京電力のウェブサイト では，「我が国は，資源の有効利用，高レベル放射性「この（核燃料）サイクルが確立すると，ウランや廃棄物の減容化・有害度低減等の観点から，使用

プルトニウムは，国産のエネルギー資源みたいに済燃料を再処理し，回収されるプルトニウム等を使うことができます。そのために，ウランやプル

有効利用する核燃料サイクルの推進を基本的方針

トニウムを準国産エネルギーというのです。
」としている。
」とある。全量輸入されているウランは，石油や石「具体的には，安全確保を大前提に，プルサー＊1

マルの推進，六ヶ所再処理工場の竣工，MOX 燃＊1―http://www.tepco.co.jp/life/elect-dict/file/ju_005-j.html

0518

KAGAKUMay 2014 Vol.84 No.5

料加工工場の建設，むつ中間貯蔵施設の竣工等を

使

用

済

燃

料

〈軽水炉燃料サイクル〉

劣化ウラン
精錬
鉱

プルトニウム
燃料成型加工天然ウラン

石

MOX 燃料

高速増殖炉〈高速増殖炉（FBR）燃料サイクル〉
採鉱
ウラン系
ウランとプルトニウムを含む系
廃棄物系

使用済燃料
高速増殖炉燃料
再処理

低レベル放射性廃棄物

軽水炉燃料
再処理

軽水炉

MOX燃料
︵プルサーマル︶再転換

使用済燃 使用済燃料
料中間貯
蔵施設
使用済燃料
備蓄センター

高レベル放射性廃棄物

転換

回収ウラン

天然ウラン

ウラン濃縮

低レベル放射性
廃棄物の処分へ

使
用
済
燃
料

濃
縮 ウ ラン

転換

ウラン燃料

ウラン燃料成型加工

再転換

高レベル放射性廃棄物

高レベル
放射性
破棄物管理
高レベル放射性
破棄物の処分へ

図 1―核燃料サイクルの説明図（電気事業連合会ホームページ掲載の図より作成。現在は高速増殖炉「もんじゅ」のない図に替わっている）
高速増殖炉原型炉「もんじゅ」はナトリウム漏れ事故（1995 年）をはじめトラブル続きで，現在はおよそ 1 万カ所の点検漏れにより運転停止（試験運転再開準備の停止）を命じられている。軽水炉燃料サイクルについては，使用済み燃料再処理を担う六ヶ所工場も（廃棄物処理のガラス固化工程がうまくいかず）
運転していない。MOX 燃料は，外国に委託したものが送られてきているだけである。

進める。また，平和利用を大前提に，核不拡散へに手間のかかる物質である。石油や石炭，天然ガ

貢献し，国際的な理解を得ながら取組を着実に進スとくらべると，核燃料として原子炉に装荷されめるため，利用目的のないプルトニウムは持たなるまでに多数の作業工程が必須となる。ウラン鉱

いとの原則を引き続き堅持する。
」

山での採鉱から始まって，精錬，転換，濃縮（原子炉で反応させるウラン 235 の比率を高める），再転換，核核燃料サイクルとは燃料への成型加工，そして原子炉への装荷，使用済み燃料（放射性廃棄物）へと，その形状を変えてい核燃料サイクルと再処理について，いま一度考く。この流れ全体が「核燃料サイクル」と一般的えてみよう。図 1 は「核燃料サイクル」を説明には呼ばれている（ただし，「サイクル」と呼ばれるようにするのにしばしば使用される図である（が，「軽水炉は「循環」していないことは，後に詳述する）。

サイクル」と「高速増殖炉サイクル」がはっきりと記されていウランをオーストラリアで採掘し，アメリカでる図は最近は珍しい。高速増殖炉「もんじゅ」の計画が事実上

濃縮，加工するというように，燃料製造過程は世破綻してからは，高速増殖炉が記載されていない図がとても多界的な規模で展開しており，各工程間の輸送や濃い）。

縮には相当なエネルギーを消費する。さらに発電

ウランは，エネルギー資源とするためには非常後に生じる高レベル放射性廃棄物の処分はもっと
核燃料サイクルの本当の話をしよう

科学

0519

核分裂生成物，
高レベル放射
性廃棄物
4.7%

ウラン 235（燃えやすいウラン）
4.5%

プルトニウム1.1%

ウラン 235（燃えやすいウラン）
93.2% 1.0%

95.5%
ウラン 238
（燃えにく
いウラン）

定量以上必要とし，サイクル＝循環を連続的に行う こ と に よ っ て は じ め て 意 味 を も つ。日 本 は

1970 年代以降，「核燃料サイクルの確立」を目指して開発してきたが，完全に頓挫している。高速増殖炉も，再処理工場も，目標年である 2000 年
をとうに過ぎてもいまだに稼働できない。
計画の破綻を取り繕うために，余剰プルトニウ
ム対策として，「プルサーマル（軽水炉での MOX 燃料
利用）」や再処理できない使用済み燃料のための「むつ中間貯蔵施設」の建設を推進しなければな
新燃料（濃縮度：4.5%）
発電前

使用済み燃料発電後

図 2―発電によるウラン燃料の組成変化の一例

らないのが実情である。

再処理工場の工程

困難な作業で，いまだに処分場を確定した国はな「核燃料サイクル」の本来の目的である高速増い。原子力発電は，燃料製造から廃棄物処理まで殖炉でのプルトニウムの増殖が頓挫しても，再処のシステム全体を前提にしなければ成り立たない。 理工場の建設計画を巨大な公共事業として位置づ
原子力発電は，ウランの核分裂によって発生すけるため，最近打ち出されているポイントが，るエネルギーを発電に利用しているが，その際，「資源の有効利用，高レベル放射性廃棄物の減容

原子炉の中で副産物としてプルトニウムという核化・有害度低減等」である。まるで一般ゴミの物質が生成される。図 2 はウラン燃料の組成変「3R（Reduce・Reuse・Recycle）」のような話だ。再処理化の一例を示している。濃縮度 4.5%（ウラン 235 のはそれほど環境に「やさしい」技術なのだろうか。

存在比）の新燃料の場合，ウラン 235 が 4.5％，ウ

再処理工場の仕組みについて，六ヶ所再処理工

ラン 238 が残りの 95.5% となる。これが原子炉場を例に概要を見てみよう（図 3）。

での発電後には，核分裂生成物や高レベル放射性廃棄物が約 5％，新たに生成されたプルトニウムが約 1％，残りはウランの 235 と 238 で約 94％原子炉から取り出された使用済み燃料は（ある程度放射能を減衰（冷却）させてから）となる。ウランもプルトニウムも使用済み燃料と→［貯蔵・冷却］六ヶ所再処理工場では，原発かして原子炉から取り出され，ワンススルー（直接処ら輸送された使用済み燃料をさらに冷却分）
政策の国（アメリカ・カナダ・スウェーデン・フィンラン→［剪断］
使用済み燃料を切り刻むドなど）は使用済み燃料がそのまま高レベル放射性→［溶解］剪断片を濃硝酸に溶かす

廃棄物となる。使用済み燃料中のプルトニウムを→［分離］
高レベル廃棄物（死の灰）を分離する

さらに利用することを考えている場合は，使用済└→［高レベルガラス固化］
分離工程で分かれみ燃料を冷却後に再処理し，MOX 燃料（プルトニウ

た高レベル放射性廃棄物をガラス成分とム・ウラン混合酸化物燃料）への加工と移行していく。

混ぜ，ステンレス・キャニスターで冷原子力発電所の使用済み燃料を再処理し，取り却・貯蔵する

出したプルトニウムを再利用しようとする（つまり→［精製］
ウランとプルトニウムを分離する

核燃料サイクルを「閉じる」）
考え方が「核燃料サイクル→［脱硝］
ウラン溶液，プルトニウム溶液から硝政策」といわれるものである。この再利用は，高速増殖炉が稼働し，プルトニウムを燃料として一0520

KAGAKUMay 2014 Vol.84 No.5

酸を抜く
→
［貯蔵］
ウラン酸化物，およびプルトニウム・

大気中への
放射能放出
使用済み燃料の運び込み・貯蔵

剪断・溶解

ウラン
プルトニウム
核分裂生成物
被覆管などの
剪断片

分離

溶解

脱硝

粉末貯蔵

ウランと
プルトニウム
の分離

放射性ガス

使用済み
燃料の
剪断

精製

ウラン精製

脱硝

プルトニウム
精製

混合脱硝

核分裂
生成物
の分離

各工程で発生する
低レベル放射性廃棄物

ウラン酸化物粉末

プルトニウム・ウラン
酸化物粉末（MOX）

海洋中への
放射能放出

被覆管剪断片など

高レベル放射性廃液のガラス固化体
図 3―六ヶ所再処理工場工程の概要
原子力資料情報室作成。

ウラン混合酸化物（MOX 粉末）として貯蔵（六ヶ所再処理工場のプルトニウムは，日米原子力協定の規

夢のリサイクルの現実定により，プルトニウム単体ではなくウランとの混合酸化物（MOX 粉末・プルトニウム 50%：ウラン 50%）として回収され「核燃料サイクル」の最大の売りは，
「リサイク

る。
）

ル」だろう。「使用済み燃料を再処理し，取り出したウランとプルトニウムをすべて再利用でき

再処理工場は，使用済み燃料に含まれるウラン，

る」という主張がなされる。六ヶ所再処理工場でプルトニウム，核分裂生成物（死の灰）に分離するは，使用済み燃料が最終的にはウラン酸化物，プ

化学工場である。巨大な放射能の塊である使用済

ルトニウム・ウラン混合酸化物（MOX 粉末），そし

み燃料を濃硝酸，リン酸トリブチル（TBP），ノルてガラス固化体という形態になる。政府や事業者

マル―ドデカン（n-Dodecane），など多種・多様な化の説明では，ウラン，プルトニウム（MOX 粉末）は

学溶媒を使用して化学的に分離する。そのため，リサイクルされ，高レベル放射性廃棄物は約 50

火災・爆発・腐食・臨界・漏洩・汚染・被ばく・

年の貯蔵後，最終処分場へ搬出されることになっテロなど，化学工場と原子力施設の両者の危険性ている。

をあわせもつことになる。

核燃料サイクルの最大の目的は，原子炉でウランが燃えることにともなって生じるプルトニウムの利用である。使用済み燃料中に 1％ 残っているプルトニウムを再び核燃料に加工するために，
核燃料サイクルの本当の話をしよう

科学

0521

ウランは原子炉で核分裂することでアイソトー
プ（放射性同位体）が増える。天然に存在する同位体はウラン 234，ウラン 235，ウラン 238 であるが，原子炉での燃焼（核分裂）によってウラン 232，ウラン 236 が生成される。
ウラン 232 は，天然ウランには含まれない核
図 4―MOX 燃料工場の製造工程の概要より抜粋

種で，半減期が短く，娘核種として高放射線核種

出典は脚注 2 参照。

（タリウム 208，ビスマス 232）を生成し強い c 線を放出する。そのため，再処理工場でつくられる回収ウ
現在，六ヶ所再処理工場のプルトニウム（MOX 粉

ランの放射線量が非常に高くなる。一方，ウラン末）貯蔵建屋のすぐ南側に，MOX 燃料加工工場

236 は，中性子を吸収しやすく核分裂を阻害する。

/年）が建設中である。両施（130 t-HM（トン―重金属換算）

また，回収ウランは再処理で分離しきれなかった

設は地下トンネルで結ばれており，プルトニウム

プルトニウム，ウラン，核分裂生成物や超ウランが輸送される。当然 MOX 燃料に利用されるウ元素も含んでいる。

ランも再処理工場から輸送するものと思われるだ

再処理回収ウランを再利用して再濃縮や成型加ろうが，実態はそうなっていない。これは日本原工を行おうとすると，労働者の被曝対策や遮蔽，燃自身が作成した資料 に非常に明快に示されて閉じ込め機能の強化が必要で手間とコストがかかいる。図 4 は六ヶ所 MOX 燃料工場の製造工程

り，世界的にもほとんど利用されていないのが実の概要の一部だ。

態である。

＊2

いわゆるプルサーマル燃料（1/3MOX 燃料）は，燃では英・仏ではどうやって MOX 燃料を製造

料集合体平均でプルトニウムが約 5％，ウランがしているのだろうか。扱いにくい再処理回収ウラ95% の組成である。六ヶ所再処理工場の MOX

ンを無理して利用しなくても，今日まで世界中の粉末はプルトニウム 50%，ウラン 50% でプルト

原発に燃料を供給してきたウラン濃縮施設には，ニウムの濃度が高すぎるので，この MOX 粉末に処分できないほどの「劣化ウラン」が存在していウランをまぜてプルトニウムの濃度をさげる必要る。こちらは放射線の問題もなく，タダ同然で利がある。材料の搬入先として，日本原燃の資料は， 用できる。日本でもまったく同様である。
プルトニウム（MOX 粉末）は「再処理施設から」，ウ「核燃料サイクル」における再処理回収ウラン

ランは「再転換施設から」としている。再処理工には，まったく出番はない。これが使用済み燃料場からではない。「再転換」とは六フッ化ウラン

中に約 95％ も存在するウランの実の姿だ。（唯一の再転換を意味していて，MOX 燃料製造に新た使用が確認されているのは，兵器としての「劣化ウラン弾」でに利用されるウランは，六ヶ所ウラン濃縮施設にある。）

貯蔵されている劣化ウラン（ウラン 238 が約 99.9％）を

しかし政府や事業者も「使用済み燃料のリサイ

再転換して利用する計画なのである。つまり，日クル」を謳うからには，少しでもリサイクルの実

本原燃自身にも，六ヶ所再処理工場の回収ウラン

績を作りたい。回収ウランを核燃料として利用さを使用する予定はまったくない。それは再処理回れた例も非常にわずかだがある。それが表 1 だ。

収ウランが，核燃料とするにはとても扱いにくい

最大に利用した 1995 年でも美浜原発の約 20 tU

ためだ。

（トン―ウラン換算）である。日本全体で毎年原子炉に＊2―「MOX 燃料加工施設

加工事業変更許可申請の概要について」http://www.nsr.go.jp/activity/regulation/tekigousei/
nuclear_facilities/data/0001_02.pdf（p.4）より

0522

KAGAKUMay 2014 Vol.84 No.5

装荷される約 1000 tU の新燃料に対する割合は，0.02％。リサイクルに値するようなものではない。
六ヶ所再処理工場では年間処理量約 800 tU に

表 1―再処理回収ウランの利用状況
電力会社

東京電力

関西電力

四国電力

九州電力

日本原子力
発電

プラント

福島第一 3 福島第二 1 大 飯 2 号
号炉
号炉
炉

美 浜3号
炉

高 浜1号
炉

高 浜1号
炉

伊 方3号
炉

川 内2号
炉

敦 賀2号
炉

装荷期間

1 9 8 7 年 9 1993 年 12 1 9 9 1 年 4月
月
月

1995 年 8月2003 年 1月

2 0 0 4 年 5 2003 年 12月
月

2005 年 1月2002 年 4
月

装荷体数

4体

24 体

20 体

52 体

24 体

24 体

12 体

12 体

24 体

集合体ウラ 約 0.7 トン
ン重量

約 4 トン

約 10 トン

約 25 トン

約 10 トン

約 10 トン

約 6 トン

約 6 トン

約 11 トン

うち回収ウ 約 0.3 トン
ラン重量

約 3.5 トン

約 4 トン

約 20 トン

約 10 トン

約 8 トン

約 5 トン

約 5 トン

約 10 トン

濃縮前の回 約 3 トン
収ウラン量

約 22 トン

約 20 トン

約 150 トン

約 50 トン

約 50 トン

約 30 トン

約 32 トン

約 60 トン

再処理工場 東海

東海

東海

仏 UP3

東海

仏 UP3

東海

東海

東海

ウレンコ

濃縮工場

人形峠

人形峠

人形峠

加工工場

GNF-J

GNF-J

三菱原子燃 三菱原子燃料・原子燃 料・原子燃
料工業
料工業

人形峠

ウレンコ

人形峠

人形峠

人形峠

三菱原子燃
料

三菱原子燃
料

三菱原子燃
料

三菱原子燃
料

三菱原子燃
料

動燃人形峠事業所（当時）のウラン濃縮原型プラントにおける回収ウランの濃縮は，1996 年 9 月〜97 年 5 月，97 年 12 月〜98 年 3 月の 2 回，「回収ウラン再濃縮実用化試験」としておこなわれた。
（福島瑞穂参議院議員の資料請求に対する資源エネルギー庁の回答に一部加筆）

対して，プルトニウムは約 8 t，回収ウランは約740 tU である。再処理とは，ほとんどウランを再処理は廃棄物の量を減らす？

回収する作業なのだ。しかし 94％ という膨大な量の再処理回収ウランに使途はなく，何の役にも次に “Reduce” である。使用済み燃料を再処理立たない。その言い訳として政府は，「将来のウすることによって高レベル放射性廃棄物が減容化

ラン需要に備えた戦略的備蓄」と言いつくろい，され，有害度が低減されるという，まるで環境に永久貯蔵という実態を隠している。日本が所有し対して大きな利点があるような主張である。

ている回収ウランはすでに約 7000 tU で，東海

高レベル放射性廃棄物は，再処理工場ではガラ再処理工場（500 t）以外は，フランスのラ・アーグ

ス固化体に製造される。なるほど，BNFL（英国核再処理工場，イギリスのソープ再処理工場など海燃料会社）
も COGEMA（仏の核燃料企業）も，再処理で外でただ貯蔵されている。海外委託再処理の総量生じる高レベル廃棄物の量を減らすことに多大のは約 7100 t であり，ほとんどリサイクルなどで投資をしてきた。よく言われるのは使用済み燃料

きていない実態は明らかだ。これが「使用済み燃とガラス固化体の体積の比較であり，体積比だけ料のリサイクル」の実像である。正確には，「1%をみれば 1/4 になるかもしれない。しかしこれはのプルトニウム・リサイクル」であるが，それも比較できないもの同士を比べていて，およそ科学

高速増殖炉もんじゅ計画の頓挫によって，実現で的議論とは言えないだろう。前項でも明らかにしきないことはすでに衆知の事実である。現実を見ているが，使用済み燃料には，94％ のウラン，

れば，「使用済み燃料のリサイクル」というよう

1% のプルトニウム，そして 5％ の高レベル放射な宣伝は，ほとんど国家的詐欺に等しいと言える性廃棄物が含まれる。一方のガラス固化体には 4のではないだろうか。

％ の高レベル放射性廃棄物しか含まれていない。
使用済み燃料中の 95% は分離されて，別の場所に貯蔵されているだけだ。たとえガラス固化体を地層処分できたとしても，地上に残された膨大な核燃料サイクルの本当の話をしよう

科学

0523

表 2―六ヶ所再処理工場の固体廃棄物の推定年間発生量（800 tU/年）
種類

推定年間発生量

体積比

高レベル廃液約 520 m3

150 リットルキャニスターガラス固化体

約 1000 体

低レベル濃縮廃液の乾燥処理物

約 1200 m3

200 リットルドラム缶

約 1750 本

低レベル濃縮廃液の固化体

3

約 30 m

200 リットルドラム缶

約 250 本廃溶媒の熱分解生成物

約 40 m3

200 リットルドラム缶

約 150 本廃樹脂および廃スラッジ

約 10 m

約 300 トン1000 リットルドラム缶

約 400 本チャンネルボックスおよびバーナブルポイズン

約 100 トン200 リットルドラム缶

約 550 本雑固体廃棄物

約 1000 トン

200 リットルドラム缶

約 4300 本

保障措置分析所から受け入れる雑固体廃棄物

約 9 m3200 リットルドラム缶

約 50 本

使用済み燃料800 トン（375 m3）

燃料被覆管せん断片および燃料集合体端末片

3

5.3

1

高レベル廃液は，高レベル濃縮廃液，不溶解残渣廃液，アルカリ濃縮廃液，アルカリ洗浄廃液である。
六ヶ所再処理事業所・事業許可申請書（補正）をもとに原子力資料情報室作成

回収ウランはどうなるのだろうか。こんな不公平な比較は，子どもでもおかしいと気づくだろう。

解体廃棄物（クリアランスレベル以下）
3
230 万 m

むしろこの減容化議論で問題なのは，再処理に伴って必ず発生する大量の中・低レベル廃棄物について徹底的に無視していることではないだろう

解体廃棄物
3
4.5 万 mか。表 2 は六ヶ所再処理工場が 1 年間操業した場合に発生すると考えられている放射性廃棄物について，事業許可申請書から抜き出したものだ。
高レベル廃液から低レベルのものまで，事故もな
く計画どおり運転された場合が試算されている。
これらの放射性廃棄物を 150 リットルガラス固化体や 200 リットルドラム缶の体積で合計したものと使用済み燃料を 1 として比べると，5.3：1

使用済み燃料3
1.5 万 m

操業廃棄物
3
5万m

高レベルガラス固化体
30.6 万 m
図 5―六ヶ所再処理工場で処理される使用済み燃料と廃棄物の量の比較

40 年運転，3.2 万トンの使用済み燃料を処理。電気事業連合会の試算（総合資源エネルギー調査会電気事業分科会コスト等検討小委員会資料）をもとに原子力資料情報室作成。

となる。六ヶ所再処理工場で発生する放射性廃棄物の体積は，元の使用済み燃料の約 5 倍の量に物が発生し，最終的処分についても困難性が増す

達する。

ことになる。そして何よりも，これらは再処理をしかしこの数値は，現実的な数値とは言えない。

行わなければ発生しない廃棄物だ。

現在の六ヶ所再処理工場でのガラス固化体製造試

六ヶ所再処理工場は年間 800 t の処理量で，40験のトラブルをみても，廃棄物の発生量はこのよ

年間操業する予定だ。3 万 2000 t の使用済み燃

うな推定量では到底収まらないと考えられる。実料を再処理し，運転を終え施設が解体されるとど

際，原子力資料情報室の試算では，東海再処理工

うなるか，廃棄物はどう増えるのか，試算してみ場で約 16 倍（1992 年 3 月までの実績値），ラ・アーグ

たのが図 5 である。施設は作業員が容易には近再処理工場で 6.7 倍（1990 年頃の実績値）となっていづけないほど高濃度に汚染され，操業中の廃棄物て，どこの再処理工場でも放射性廃棄物の量は大が蓄積し，さらに施設の解体廃棄物と解体作業に幅に増えている。また，表 2 からも明らかなよ伴う廃棄物が発生する。使用済み燃料と比してガ

うに，濃度・仕様・形態がさまざまな放射性廃棄

ラス固化体がたとえ小さくなったとしても，発生0524

KAGAKUMay 2014 Vol.84 No.5

表 3―六ヶ所再処理工場の管理目標値
放射能の種類

気体

液体

希ガス・クリプトン 85（単位：兆 Bq）
ラ・アーグ再処理工場（仏）大飯原発

六ヶ所再処理工場

目標値

目標値

規制値

実績値（2004 年）

470000.00001

263000.00000185

000010.02000

000000.00521000

925.025

330000.00033

ヨウ素 129―000330.01100

ヨウ素 1310.025

000330.01700

炭素 14

―

000352.00033

000028.00001

000017.30000185

トリチウム

―

001900.00033

000150.00001

000071.30000185

その他

a 線を放出する核種―

000330.00033

000010.00001

000000.00000185

a 線を放出しない核種―

000330.09400

000010.07401

000000.00014300

018500.00001

013900.00000185

000012.60001

000001.40000185

トリチウム以外

0.035

000330.40000

トリチウム

―

018000.00033

ヨウ素 129―000330.04300

ヨウ素 131―000330.17000

その他

a 線を放出する核種―

000330.00380

000010.10001

000000.01740000

a 線を放出しない核種―

000330.21000

000094.00001

000023.40000185

する放射性廃棄物の総量は 150 倍以上となる。

気体廃棄物は，下記のように大気に放出される。

（不本意ながら）クリアランス制度を導入していわゆ（1）
クリプトン 85，炭素 14，トリチウム（一部気る「スソキリ（放射能レベルの低いものを一般産廃として扱

体廃棄物，大部分は廃液として）は，全量大気中に放出。

うこと）」を実施しても，6 倍である。そしてこの（2）
燃料棒の剪断・溶解によって開放される，施設の解体作業にも，操業期間と同じくらいの年

クリプトン，キセノン，アルゴンなどの希ガス類，

月が必要だというのが日本原燃の説明である。再NO（窒素酸化物），ヨウ素，炭素 14 などは，高さx

処理が廃棄物対策として何らかの意味があるとは，

150 m の主排気塔から大気中に放出。

到底言えないだろう。

（3）
工場の各建屋の塔槽類からの気体性放射能を含む廃ガス類は，洗浄塔，HEPA（高性能粒子）フ

垂れ流しにされる気体廃棄物と液体廃棄物

ィルタを通した後，主排気塔または北排気塔（ハル・エンドピースおよびガラス固化体貯蔵建屋換気筒）の排気再処理工場が環境にやさしくない実態は，別に口から放出。

もありこちらのほうが深刻な問題だ。六ヶ所再処（4）
ガラス固化施設ガラス溶融炉からの気体性理工場で放射性廃棄物として貯蔵されるものは固放射能を含む廃ガス類は，洗浄器，ミストフィル

体廃棄物のみであり，気体廃棄物，液体廃棄物は，

タや HEPA フィルタ，ヨウ素フィルタを通した後，すべて操業中に環境へ放出されることになってい主排気筒の排気口から大気中へ放出。

る。「放射能の垂れ流し」である。もちろんさま（5）
汚染の可能性のある区域からの排気は，ざまな処理やフィルタを通したりするが，後述す

HEPA フィルタを通した後，主排気塔，北排気塔，るようにトリチウム，クリプトンなどは経済的理

低レベル廃棄物処理建屋換気塔の排気口から大気由で処理施設の設置が見送られた。もともとプル中に排出。汚染の恐れのないものは直接放出。

トニウムという軍事物質を分離するための施設で（6）
ガラス固化体貯蔵施設の冷却空気中の放射ある再処理工場では，環境への配慮，被ばく対策化されたアルゴンは，冷却空気出口シャフトからなど，十分に考慮する対象ではない。

直接大気中に放出。

核燃料サイクルの本当の話をしよう

科学

0525

液体放射性廃棄物については，下記のように海被ばく評価：22 マイクロシーベルトの迷走に放出される。
工場内の施設，機器類，蒸発缶などから発生す
る，廃液，濃縮液などには，トリチウム，ヨウ素，では，放出された放射性廃棄物の住民への影響

テクネチウム，ルテニウム，ロジウム，コバルトはどのように評価されているのか。六ヶ所再処理

60 などの放射化核種，ウラン，ネプツニウム，

工場は通常運転時でも気体廃棄物，液体廃棄物とプルトニウムおよびその他のアクチノイドなどのして大量の放射能を放出するが，住民の被曝量（実

放射性核種が含まれる。トリチウムは水として廃効線量）は，年間 0.022 mSv（22 nSv）
で「自然放射線（強調
液中に移行し，捕獲することは不可能であるため， の 1 mSv と比して無視できるほど十分低い」

使用済燃料中にある全量を海洋に放出（一部は気体廃

引用者）として許可されている。

一般人（公衆）の線量限度について，ICRP（国際放棄物）。

これらの廃液は，蒸発処理，熱分解処理，ろ過

射線防護委員会）「1990 年勧告」では年間 1 mSv（1000

処理，乾燥処理などが行われる。処理された廃液

nSv）とされているが，原子力施設に関する法令でと処理を必要としない廃液は，液体廃棄物の排気は，明示的にしめされていない。しかし原子力発

設備の油分除去系または海洋放出管理系へ移送さ電所は多数存在するので，個々の原子力発電所にれ，放射能の量および濃度を確認した後，六ヶ所

対しては年間 50 nSv を被曝の目標値とするよう

工場の沖合い 3 km（水深 44 m）に設置された海洋放定められている。さらに原子力発電所が環境に放出管の放出口から海中に放出。

出する放射性物質に対しては，気体状の放射性廃棄物についても液体状の放射性廃棄物についてもこのように大気中，海水中に捨てられる放射能濃度規制が課せられる。

は，廃棄物としてはいっさい管理されない。これ

一方，六ヶ所再処理工場からの気体廃棄物に対が，政府から事業許可を得ている六ヶ所再処理工

しては，敷地境界外に出るまでの大気中での希釈場の運転方法である。一方気体廃棄物，液体廃棄効果を考慮して，原子力発電所と同等の濃度規制

物の管理目標値は表 3 のようになっている。原が課せられる。しかし液体放射能，たとえばトリ

子力発電所と比べて桁違いの放射能が事故ではな

チウムの放出では濃度が高すぎて原子力発電所のく通常運転の状態で環境に放出される。再処理工規制をクリアすることができない。そのため政府場のための特別な基準だ。管理目標値は，規制値

は再処理工場が放出する液体放射能については，でも基準値でもなく，この程度には収めたい，と六ヶ所住民が村で生活し村の生産物・食品を食べいう日本原燃の「期待値」である。この数値が達るという仮定で 1 年間の被曝線量を計算し，そ成できなくても，事業許可が取り消しになるようの計算値が規制値を下回ればよいとしている（いちなものではない。このような運転がなぜ許可され

ばん被曝するのは漁師さんとされている）。日本原燃の被るのか，原子炉とくらべても完全なダブルスタン

曝評価は，さまざまな仮定に仮定を重ねて，たく

ダードである（なぜこのような放出が可能なのかは，次項参さんの係数や計算式，コードなどを使って計算さ照）。

れたものだ。係数がすこし変われば，何桁も数値再処理による廃棄物の「減容」の実態など，どが違うような場合もある。したがって計算値が 2

こにも見当たらない。わずか 1％ のプルトニウ

桁の有効数字で示されているが，評価としてはあム・リサイクルのための，合法的な大規模放射能

まり意味がないだろう。

放出が許可されているのだ。

さらに問題は，この「年間 22 nSv」の計算値は，
実は何種類もあることだ（図 6）。再処理事業指定
申 請 時（1989（平 成 元）年 3 月 30 日）の 実 効 線 量（当 量）で0526

KAGAKUMay 2014 Vol.84 No.5

［mSv/年］
2.5×10−2

再処理は廃棄物問題の先送り

2×10−2

核燃料サイクル，特に六ヶ所再処理工場の問題−2を扱うと必ず出てくる資料が，「各原子力発電所

1.5×10（軽水炉）の使用済み燃料貯蔵状況」である。これ

1×10−2に は「1 炉 心」
「1 取 替 分」，「管 理 容 量」な ど が記載され，必ず最後に「管理容量を超過するまで0の運転ができなくなる期日」が明記されている。
12
/4
20
01
/

20
01
/7
/1
7

4/
26

の期間」つまり，「使用済み燃料が滞留して原発

19
96
/

19
89
/3
/3
0

5×10−3（原子炉の燃料貯蔵プールは，緊急時のために「1 炉心＋1 取替分」を空けておくことが義務づけられている。）

海産物摂取による内部被ばく

畜産物摂取による内部被ばく

海中作業からの外部被ばく

農作物摂取による内部被ばく

船体からの外部被ばく

呼吸摂取による内部被ばく処理工場でプルトニウムの生産が遅れていて困漁網からの外部被ばく

地表沈着による外部被ばく

海水面からの外部被ばく

放射能雲からの外部被ばくる」のではなく，「使用済み燃料を原発から出せ

図 6―再処理工場からの放射能放出による平常時の被ばく
（実
効線量）
の評価
再処理事業指定申請書他から原子力資料情報室作成。

なぜかと言えば，事業者の本音は，「六ヶ所再ないから困る」のであろう。問題はプルトニウム
ではなく，プールである。原発の稼働を続けるた
めには再処理工場ではなく，そこに併設されている使用済み燃料プールという “ゴミ置き場” を確

22 nSv，1996（平成 8）年 4 月 26 日の変更申請の実保したいのだ。

効線量（当量）はすこし下がって 20 nSv，2001（平成

六ヶ所再処理工場の問題を考えてくると，すで13）年 7 月 17 日の変更申請は実効線量 22 nSv，認に核燃料サイクルはエネルギー問題などではなく，可された 2001（平成 13）年 12 月 4 日の変更申請は

単なる “核のゴミ” 問題であることは明らかだ。

実効線量 22 nSv と計算されている。数値だけをプルトニウムの増殖という「核燃料サイクル」のみると大きな違いはないように見えるが，内訳を目的はすでに頓挫しているにもかかわらず，手段

見ると，デタラメと言っても過言ではない様相をにすぎなかった「核燃料再処理」が国民を欺くよ

示している。

うな理由をつけて目的化されている。再処理工場

一言で 22 nSv といっても，評価時によって，には，その建設や運転を正当化できる理由は何も放射能雲からの外部被ばくが倍近く増加したり，ない。むしろ再処理によって核のゴミ問題は先送

逆に地表沈着による外部被ばくは 1/4 に減少した

りされ，廃棄物は増殖し，困難性は増すばかりだ。

り，漁網からの外部被ばくは半減するなど，大き政府・事業者は「核燃料サイクル政策」の破綻をく数値が変動していて，計算によるまさにマジッ

素直に認め，放射性廃棄物問題について「六ヶ所クの様相である。しかし全体の評価は「22 nSv」

再処理工場推進」というようなコストのかかる，

できれいに横並びだ。このような評価は推定計算

安易な解決方法を放棄するべきだ。問題は非常にとしてほとんどあり得ない結果であり，信頼する

シンプルで，「放射性廃棄物管理・対策」をどうことは到底できないだろう。むしろわかりやすい

するのか，ということだけを真剣に議論するべき解釈としては，最初に申請時の「22 nSv」があり， 時である。
そこに被曝量をさじ加減で合わせたに過ぎないのではないだろうか。

核燃料サイクルの本当の話をしよう

科学

0527

貯蔵プールの増設口

再処理工場へ

補論
燃料移送水路

再処理指針
現在，新規制基準適合審査が行われている。六ヶ所再

BWR
燃料
貯蔵
プール

処理工場も審査中だが，現行の「新基準」のもととなった「再処理施設安全審査指針（以下「指針」）」の作成過程
は，にわかには信じられないような議論によって進められたことが明らかになっている＊3。
六ヶ所再処理工場について最初の安全審査が行われたのは，1989 年 3 月末から 1992 年 12 月までの期間で

送りだし
ピット
PWR
燃料
貯蔵
プール

仮置
仮置
ピット ピット（A） （B）

BWR/
PWR
燃料
共用
貯蔵
プール

再処理工場へ

図 7―再処理工場に設置済みの貯蔵プール増設口
原子力資料情報室作成。

ある。原子力安全委員会は審査の基準となる「指針」
を準備するため，当時の核燃料安全基準専門部会とその可能になるよう，燃料プールにはその入り口（燃料移送水下に設置された再処理施設小委員会，さらのその下に起路の上側の口）がすでに設置済みである（図 7）。当時の原草ワーキンググループ，事故評価ワーキンググループな

燃サービスは，燃料プールの容量を 6000 t とする構想

どを設置した。再処理施設小委員会は，1979 年 6 月にを計画当初からもち，工場建設の際にもそのための設計

第 1 回会合を，そして 1985 年 10 月まで合計 22 回の会を行っていたのである。

合を非公開で開催した。

1972 年にむつ小川原開発が閣議口頭了解されたが，さらに放射性廃棄物仕様として，「当再処理工場からの廃棄物最終形態は全て固体とする（但し，クリプトン，

1973 年 3 月に住民はむつ小川原巨大開発に反対する大トリチウムを回収する場合は，別途検討）」として，クリプ

集会を開催し，まさに住民同士が対立する状態が続いてトン，トリチウムの回収設備に関しても検討していたにいた。しかし 1973 年以降の石油ショックによって企業もかかわらず，結局，経済的理由から回収を放棄したこ

誘致が進まなくなると，1983 年 12 月に当時の中曽根首とが青森県議会へ提出された資料などから明らかにな

相が「青森を原子力のメッカに」と発言し，1984 年 1っている。

月には電気事業連合会（以下電事連）が核燃料サイクル基
地の建設構想を公表するなどしている。

1984 年 4 月，電事連は青森県に「核燃料サイクル基地」立地協力を要請し，そして 7 月には「六ヶ所村」

このような状況で開催された第 9 回会合（1984 年 2 月）に対して正式に立地協力要請を行う。六ヶ所再処理工で，日本原燃サービス（日本原燃の前身）の担当者が説明し場建設への布石が打たれる中で開催された第 12 回再処

た「大型再処理工場の基本構想」は，驚くべき事実を明

理施設小委員会（1984 年 9 月）では，それに呼応するようらかにしている。それによれば「本構想は原燃サービ

な議論が進められていた。議事概要によれば，（指針）作ス（株）において計画中の第二再処理工場を念頭に置いた成にあたって，一般的に再処理施設を対象に記述するのものであり，審議のベースとしたものである」，「大型再か大型商業再処理工場（筆者注：六ヶ所再処理工場）を対象

処理工場の規模は，年間燃料処理能力 1200 t/年程度」，とするかについては，「大型商業再処理工場を強く念頭「使用済み燃料貯蔵容量は 3000 t とし，その他のレイアにおいて」作業を進めることとなった，と記されている。

ウトは 3000 t 分の増設が可能とする」，「燃料の種類は，

そして文章の下に手書きで，「下北 ―― 800 トンを意味

BWR，PWR 燃料（MOX 燃料もあり得る。）」というものでする」と明記されている。

ある。六ヶ所再処理工場の処理能力は，現在年間 800 t

この時点で，青森県や六ヶ所村は「核燃料サイクル基に縮小されているが，使用済み燃料の貯蔵量については地」の受け入れを決定していたわけではない。青森県

t プ ー ル 1 基 1000 t×3），さ ら に 3000 t 分 の 増 設 が3000 （＊3―核燃料安全基準専門部会再処理施設小委員会（http://
www.nsr.go.jp/archive/nsc/senmon/shidai/kakunenryo.html）
お よ び 起 草 ワ ー キ ン グ グ ル ー プ（http://www.nsr.go.jp/ar
chive/nsc/senmon/shidai/saisyori_kisou.html）参照。

0528

KAGAKUMay 2014 Vol.84 No.5

議会全員協議会が受け入れを決定したのは，1985 年 4月である。ところが第二再処理工場のための「再処理指針」を策定する政府の会合では，すでに地元受け入れ決定の 1 年も前から「下北 ―― 800 トン」として，六ヶ所村での立地を前提に「再処理指針」を策定する方針

が確認されているのである。

ーグ再処理工場，東海再処理工場などの名前が記され，このような施設の立地点を想定して「指針」を作成

そして六ヶ所再処理工場へと続いていた。しかし，六ヶするのは，原子力発電所と違い再処理工場が「1 点も所工場は着工以来約 20 年，操業延期を 19 回も繰り返し，の」だからというメモもある。核燃料安全基準専門部

各電力の契約量も一杯になってきて，第二再処理工場の会が当初考えていた再処理小委の審議方針では，「本来めどもない，という状況になったため，ついに最近の設指針とは，複数施設の共通性確保も 1 つの目的として置許可申請では再処理工場の名前が書けない事態とないる事」などを考慮していたが，1985 年 1 月の第 14っている。そこで事業者と政府（旧原子力安全・保安院）は，回再処理施設小委員会でも，さらに「下北」に特化した

苦肉の策を考え出した。たとえばいちばん最近，2009

指針をめざす方向が打ち出されている。指針のまえが年に設置許可申請が出された上関原子力発電所（中国電きについても，「高速増殖炉の再処理施設については施力）の場合は以下の通りである。

設の規模が小さいので，軽水炉の再処理施設と同列に取り扱うのは疑問であり，対象外としてはどうか。今回は，「八，使用済み燃料の処分の方法

下北の大型商業施設に範囲を限って検討することとし」，

使用済み燃料は，国内の再処理事業者において再処理「東海再処理工場については，指針はバックフィットしを行うことを原則とし，再処理されるまでの間，適切にないのだからあえて書く必要はない」という意見まで

貯蔵・管理する。

出ている。

1985 年 4 月，青森県と六ヶ所村は核燃料サイクル施

再処理の委託先の確定は，燃料の炉内装荷前までに行い，政府の確認を受けることとする。

設受け入れを表明した。同年 6 月に開催された（指針案）

ただし，燃料の炉内装荷前までに使用済み燃料の貯起草ワーキンググループの第 1 回会合でも，適用範囲

蔵・管理について政府の確認を受けた場合，再処理の委

は「下北」に限定したほうが書きやすい，という意見が託先については，搬出前までに政府の確認を受けること

委員から出ている。安全確保の基準である「指針」が，とする。

科学的，客観的検討に基づかず特定の地域や条件を念頭に作成されたのである。
「再処理施設安全審査指針」は，海外において，再処理を行う場合は，これによって得られるプルトニウムは，国内に持ち帰ることとする。

原子力安全委員会によって 1986 年に決定されたが，実また，再処理によって得られるプルトニウムを海外に

態は「六ヶ所再処理施設安全審査指針」であった。現移転しようとするときには，政府の承認を受けることと行の「新規制基準」が旧「指針」を踏襲していること（『上関原子力発電所原子炉設置許可申請書』平成 21 年する。
」

は言うまでもない。

12 月 8 日中国電力）

再処理は電力会社の義務？

もう「何でもあり」の状態である。使用済み燃料は原子炉等規制法（核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制

サイト内貯蔵もあり，再処理する場合も燃料の炉内装荷に関する法律）では，原子力発電所の設置の許可について，前まで，さらに搬出前までに確認，そして何と海外委託事業者が「申請書」を政府に届けて許可を受けること再処理の可能性まであるとしている。つまり事業者自を定めている。その「原子炉設置許可申請書」に記載

身が，使用済み燃料対策は何も決まっていない，と事実するべきポイントとして原子炉の型式，所在地など十の上言っているようなものだ。そして政府も「先のこと項目が規定されている。その中に，「八 使用済燃料の処はわからなくても OK」としている。
「核燃料サイクル

分の方法」という項目があり，原子炉を設置する場合，推進」，全量再処理という建前をいくら並べてみても，そこで発生する使用済み燃料の処分方法を記載するこ再処理できない使用済み燃料の存在はもはや隠しようとが義務づけられている。電力会社は，これによって再がなく，サイクル政策が破綻していることを，事実上政処理義務づけの根拠としている（九，十は，2013 年 7 月の府も認めている。廃棄物問題を先送りしたまま，建設だ

改正で追加された）。

けを優先させてきたのが原発の歴史だ。

使用済み燃料の「全量再処理」を建前としているので，どの再処理工場で再処理するのか，工場名が記載されてきた。当初は，セラフィールド再処理工場，ラ・ア

核燃料サイクルの本当の話をしよう

科学0529