六ヶ所再処理工場に関する批判的研究
原子力資料情報室 ●澤井正子
1. はじめに（詳細は後記論文『核燃料サイクルと直接処分のコスト比較』参照）『六ヶ所再処理工場に関する批判的研究』は、六ヶ所再処理工場の経済性と安全性に関する研究をテーマとしている。

3. 六ヶ所再処理工場の飛来物対策の安全性について経済性に関する研究は、2004 年 2 月に公表されたバックエンド総費用とそれに占める六ヶ所再処理工場の原子力長計の結論がどのようなものになっても、や費用の検討が当初のテーマとなった。しかし、① 04 年

はり六ヶ所計画をこのまま進めていいのかという根本

6 月から始まった原子力開発利用長期計画（原子力長的な疑問を多くの人々は抱えたままだ。しかし六ヶ所計）の改訂作業の中で使用済み燃料の直接処分費用と再処理の推進＝国策としての核燃料サイクルの推進、

再処理＝核燃料サイクルの比較検討がおこなわれ、②特にウラン試験開始を至上の課題とする資源エネルギ

この策定会議に共同研究者の伴英幸が委員として参加

ー庁、原子力委員会、電力会社＝電気事業連合と、そした。そのため研究作業報告として、策定会議でのコの「国策」に将来を託せざるをえない六ヶ所村と青森

スト比較の概要と問題点を明らかにする。

県の強引な手法によって、約 1 年遅れていたウラン試
験は 2004 年 12 月 21 日開始された。2005 年 12 月には、

2. 六ヶ所再処理工場の経済性

使用済み燃料を使ったアクティブ試験開始を予定している。新たに明らかになった六ヶ所再処理工場の安全

原子力長計策定会議では、核燃料サイクル政策について、取り得る政策選択肢を 4 つ抽出して、10 項目の評価視点から総合的に検討する手法がとられ、経済性上の問題を指摘する。

1）飛来物（航空機）対策について評価はその一つである。選択肢は①全量再処理②部分

六ヶ所再処理工場の南方 20 キロにはアメリカ空軍三再処理③全量直接処分④全量当面貯蔵の 4 つである。

沢基地（三沢空港）があり、米空軍には F16 戦闘機な

シナリオ間の経済性評価の結論を中間取りまとめかど、航空自衛隊には F4EJ 改などの戦闘機が実戦配備ら引用すると、経済性評価では再処理策が一番コスト

され、日常訓練やタッチアンドゴーなどが実施されて高、直接処分策が一番コスト安との結果だった。しかいる。そのため工場の安全審査において、これらの戦し①六ヶ所再処理工場を解体して更地にする費用が必

闘機の墜落事故が立地評価の対象として取り上げられ要となる、②さらに、使用済み燃料の貯蔵場がなくな審査された。しかし評価の前提条件は、戦闘機は爆弾

り原発の停止を余儀なくされることから、火力発電のなどを装備せずジェット推進力を失ってグライダーの炊き増しコストの算定が行なわれた。その結論として、ような状態で滑空して工場に墜落するといものだ。こ現行の再処理路線は「ウラン価格の水準、現段階で得の条件自体が極東米軍の最北の基地であり常時スクラられる技術的知見等の範囲では

経済性

においては

ンブル体制にあり、滑走路には米軍機、航空自衛隊機、他のシナリオに劣るものの、…

なお、政策変更に伴そして民間航空会社の航空機が並んで出発を待ち、年う費用まで勘案すると 経済性 の面では劣るとは言え

間 4 万回以上の発着がある三沢基地の実態を全く無視なくなる可能性が少なからずある。
」と結論づけられた。

しているのはいうまでもない。
さらに大きな問題が安全審査自体にあることがわか●助成事業申請テーマ（グループ研究）
六ヶ所村再処理工場に関する包括的批判的研究●助成金額

2003 年度

100 万円った。再処理工場の安全審査の際、航空機の墜落事故
時、航空機の最大速度は 215 m 毎秒ないし 340 m 毎秒にも及ぶことを示す資料が存在したのである。しかし
原子力資料情報室59下記に述べるような安全無視、非科学的、政治的理由
から「再処理工場の衝突速度の審査も 150 m 毎秒で評価することにした」、というのである。
施設の安全審査では、この衝突速度を採用した場合の問題点として、建屋の設計変更が必要となり 2 年以上の期間がかかることをあげた上で、「日本原燃産業（当時）が使用している（ウラン濃縮工場の）衝突速度条件 150 m 毎秒と整合をとる必要がある」、「衝突速度条件を150 m 毎秒と説明してきた過去の経緯から、防護設計の基本的な条件である衝突速度条件を150 m 毎秒
から他の数値に変更することは、PA（パブリック・アクセプタンス）上、大きな社会問題となり、立地点としての適合性がクローズアップしてくる」、「現状では、施設の大部分が防護対象となっており、また、これらの建物は通常の架構形式（ラーメン構造）をとっ

図1

防護版厚
『六ヶ所再処理工場行政庁（科学技術庁）審査時メモ：
日本原燃料作成資料』よりており、架構及び耐震安定性等から見て現状の条件の適用が限界となっている。したがって、衝突速度条件

毎秒で航空機が墜落すれば崩壊する。

が変わることは、建屋構造計画の大幅な見直しあるいこの事実は、再処理工場の行政庁審査（原子力安全は特殊な架構形式の検討等が必要となり、設計及びコ委員会の安全審査の前に行なう旧科学技術庁の審査）

スト面への影響が過大となる」、「航空機に係る施設のの審査資料で明らかになった。この資料は、裁判で国事故の発生の可能性は、極めて小さいにもかかわらず、側が「保存されていない」として提出をかたくなに拒その対策のために最も過酷な条件を適用することは、否してきたものだが、その一部が再処理工場と同時に他の原子力施設での安全評価に影響を与える恐れがあ

安全審査をしていた高レベル廃棄物貯蔵施設の安全審る」という問題点を列挙し、「これらの設計上及び社査資料に紛れ込んでいたことを私たちは突き止めた。

会的な影響等に鑑み、防護設計の前提条件としては、防この資料について住民が証拠として裁判所に提出した

護対象となるすべての施設に対して衝突速度150 m 毎秒

後、国側は原子力安全・保安院の訟務室長が記者会見を採用することとしたい」と結んでいる。再処理工場

して、「日本原燃サービス（当時）が国に提出したもの安全審査の条件が、科学的にではなくいわば政治的の」と認め、再処理工場の安全審査に用いられたかど判断で歪められ、本来であれば安全審査を通らないハうか確認できないとしつつも「再処理工場の安全審査

ズの設計が安全審査をすり抜けた格好である。

に用いられたと推測できる部分もある」と述べている

六ヶ所再処理工場の主要建屋の壁・天井の厚さは、（2 月 11 日付東奥日報朝刊）。

航空機の衝突速度 150 m 毎秒に耐えられるようにとい

今回入手できた再処理工場の行政庁審査資料で、業う前提で、大部分が 120 cm 前後とされている。しか者と行政庁が密室で行なう安全審査の実態の一部をかし、この厚さでは三沢基地に配備され天ヶ森射爆場でいま見ることができた。しかし、私たちがまったく入訓練している戦闘機が 215 m 毎秒で墜落した場合には、手できていない再処理工場の安全審査の中心部分（火耐えられない。航空機の中でいちばん硬いエンジン部

災爆発事故対策や臨界事故対策など）の実態はなお闇分が貫通するかどうか（局部破壊）の評価では、安全の中である。この部分で、今回明らかになったような審査で用いられた評価式（私たちは過小評価の危険が安全審査の歪曲が行なわれていないという保証はまっ大きいと考えているが）を使って計算しても、F4EJ 改

たくない。安全審査の条件が、科学的な根拠ではなくのエンジン 2 基分の評価では貫通厚さは約 130 cm に達いわば政治的判断で歪められ、本来であれば安全審査する。航空機全体の荷重で壁・天井が崩壊するか（全を通らない六ヶ所再処理工場の設計が、無理やり安全体破壊）の解析は解析コードを用いるもので、私たち審査を通したものであることは明らかである。

が直接計算するのは困難であるが、再処理工場の行政庁審査に提出された資料では、衝突速度 215 m 毎秒の場合の防護版厚の目安は 170 〜 190 cm とされている

2）高レベルガラス固化体貯蔵建屋の崩壊熱除去解析問題（図 1 参照）。従って、現在もう建設が終わっている六六ヶ所再処理工場の敷地には現在、高レベルガラス

ヶ所再処理工場の主要建屋の壁・天井の大半は、215 m

固化体の関連施設が 5 つある。海外委託再処理にとも60

高木基金助成報告集 Vol.2（2005）

表1

再評価の結果（ガラス固化体を全数貯蔵した場合の崩壊熱除去分析）

なって返還される英仏の再処理工場で製造された高レ【ガラス固化建屋】、【東棟】、【西棟】についても見直ベルガラス固化体を貯蔵する返還高レベルガラス固化しを求めている。これらの施設は事業所としての違い

体貯蔵建屋【A 棟（運転中）】と【B 棟（審査中）】、さはあるが、すべて再処理工場の敷地内に並んで建設さらに六ヶ所再処理工場で製造されるガラス固化体のたれている。

めの【高レベルガラス固化建屋（建設済み）】、【第 1 ガ

ガラス固化体は、ホウケイ酸ガラスといわれる硬質

ラス固化体貯貯蔵建屋【東棟（建設済み）】、【西棟（審ガラスと高レベル放射性廃液を混ぜ、ステンレスのキ査中）】の五つである。

ャニスター（容器）にいれて冷やし固められた物だ。

原子力安全・保安院は返還高レベルガラス固化体貯＊高レベル廃液をガラスと混ぜるのは、液体のままでは

蔵建屋【B 棟】の設工認 審査中の 2005 年 1 月 14 日、

扱いにくいので固形化する固体のマトリックス （基質日本原燃に対して安全解析のやり直しを指示した。今体）とするためと、ガラス構造の中に放射性物質を閉回再評価の指示が出されたのは、既に 892 本のガラス

じこめることを期待している。しかしもしガラスの温固化体を受入れている建屋【A 棟＝ 1440 本分】の設計

度が上がって、ホウケイ酸ガラスの融点 （1150 ℃）よを変更した新たな建屋【B 棟（＝ 1440 本）】の崩壊熱

りは遥かに下であるが、転移温度といわれる温度領域

解析（冷却能力）についてで、同建屋は 2003 年 12 月

（450 − 500 ℃）を超えると、ガラスは固体よりもむしに安全審査の許可を受けている。2004 年初からこの施ろ液体に似てくる。610 ℃以上では、ホウケイ酸ガラ

設の設工認審査を開始した保安院は、ガラス固化体のスは結晶を生成しはじめる（ひび割れを生じる）ので、

崩壊熱解析に関して原子力安全基盤機構にクロスチェ

機械的強度と耐食性が減少する。同時に、閉じこめてックを委託した。その結果日本原燃の申請においては、おくべき放射性同位体を含む化学物質の動きやすさ

ガラス固化体の中心温度が 500 ℃以下の設計温度にな（易動度）が増し、ガラス内部から表面に移動しやするとされているのに、解析の中で冷却空気の圧力損失

くなる。ガラスの最高温度を 500 ℃に保つという目標の値が実際より著しく過小評価され温度が 500 ℃を越

値は、最低限どうしても守らなければならない値だ。

える可能性が明らかになったためである。

ガラスが不安定化しはじめるまではわずか 100 ℃で、A 棟と B 棟の基本構造はほとんど同じだが、建設コ余裕は少ないと考えるべきである。

ストを軽減しようとしたため部分的に鉄骨や鉄板を割指示を受けた日本原燃は、【B 棟】と同様の設計で作愛し、そのために放射線遮へいのため迷路板の構造をられた再処理工場の【ガラス固化建屋】、【東棟】、【西変更した。解析では、この迷路板に関する解析が正確

棟】の申請書の解析を再評価した結果を 1 月 28 日に公に行われていなかったことが判明した。原子力安全保表した（表 1 参照）。問題の圧力損失はほとんど倍の値

安院は、【B 棟】と同様の設計で作られた再処理工場のに、逆に空気流量は 1/2 〜 1/3 に減少している。ガラ＊ 建設にかかわる施設及び工事の方法の認可申請書

原子力資料情報室61

ス固化体中心温度は、設工認の申請値では約 410 〜

こった場合の各地域の地震動（揺れ）の強さの評価を、

430 ℃とされていたのに、再解析では 430 〜 624 ℃で2004 年 5 月 21 日に公表した。この評価で六ヶ所再処理

500 ℃を優に越え、失透が始まる温度も越える可能性

工場の敷地一帯は岩盤上で地震動の最大速度が 30 カイが確認された。貯蔵区域天井部コンクリートの温度も、

ン以上 40 カイン未満とされた（1 カインは毎秒 1 セン

60 〜 65 ℃以下の申請値に対して、77 〜 136 ℃という高チメートルの速さ）。この数値は、六ヶ所再処理工場

温に達する。この結果について日本原燃は、「設計ミの安全審査が依拠した過去の地震による工場敷地の最ス」として、既にほぼ完成してるガラス固化建屋と東大速度が 4 .58 カインとの評価があきらかに過小評価で棟は設計変更を行うと公表している。

あることを示している。このタイプの地震の発生確率

ガラス固化建屋と東棟は安全審査の許可、設工認認

は、地震調査委員会の評価では、2002 年時点で今後 50

可、そして建設まで終了した状態だ。明らかに間違っ

年間に 10 〜 30 ％とされている。現実に起こる可能性た設計でいわゆるダブルチェックを通り抜けていたのが相当程度ある地震で安全審査の最大想定を上回る地である。施設の安全性そのものだけでな、規制当局の震同が発生すると国の機関に評価された以上、安全審審査能力に大きな疑義があることは明らかだ。

査の正当性は失われたと考えざるをえない。
工場敷地での最大速度のあらたな知見が示されたの

3）下北半島沖合の海底活断層が六ヶ所再処理工場の建屋に与える影響について

で、これらと下北半島沖合の海底活断層との関連、さ国の地震調査研究推進本部地震調査委員会は、三陸討を加える予定である。今後の重要な課題として取り沖北部のプレート境界でマグニチュード 8 の地震が起らに六ヶ所再処理工場の建屋に与える影響について検組みたい。

核燃料サイクルと直接処分のコスト比較●伴I. はじめに英幸（原子力資料情報室）③にかかわる全量直接処分の場合の処分費用を算出し、他の選択肢との比較を行なった。他の選択肢における『六ヶ所再処理工場に関する包括的批判的研究』プ

費用は 04 年 2 月に総合エネルギー調査会電気事業分科

ログラムの一要素である六ヶ所再処理工場の経済性に

会コスト等検討小委員会から公表された数値を使って関する研究について以下に報告する。この研究は 2004

行なわれた。この数値は電気事業連合会が同小委員会

年 2 月に公表されたバックエンド総費用とそれに占めに提出したものである。

る六ヶ所再処理工場の費用の検討が当初の目的であったが、① 04 年 6 月から始まった原子力開発利用長期計

III. 総合評価の結論

画の見直し作業の中で直接処分費用との比較検討がおシナリオ間の経済性評価の結論を中間取りまとめか

こなわれたこと、並びに②この策定会議に伴が委員とら引用すると、現行の再処理路線は「ウラン価格の水して参加したことから、この作業で行なわれたコスト

準、現段階で得られる技術的知見等の範囲では「経済比較を研究報告とする。

性」においては他のシナリオに劣るものの、… なお、

II. 比較検討手順策定会議では、核燃料サイクル政策について、取り得る政策選択肢を 4 つ抽出して、10 項目の評価視点か

政策変更に伴う費用まで勘案すると「経済性」の面では劣るとは言えなくなる可能性が少なからずある。
」

IV. 経済性評価の結果について

ら総合的に検討する手法がとられた。経済性評価はそIV-1. 経済性評価では再処理策が一番コスト高、直接の一つの評価項目で、策定会議の下に技術検討小委員

処分策が一番コスト安との結果だった（表 1 参照、こ会が設置され、ここで詰めた作業が行なわれた。

こでは結果のみを掲示し、計算の詳細は V 章で述べ選択肢は①全量再処理②部分再処理③全量直接処分④全量当面貯蔵の 4 つである。技術検討小委員会では62

高木基金助成報告集 Vol.2（2005）

る）。
議論の過程では、日本では直接処分の研究開発が行表1

計算結果のサイクルコスト（円/kWh）項

フロントエンド

目

シナリオ１

シナリオ２

シナリオ３

シナリオ４

ウラン燃料

0.57

0.57

0.61

0.61

MOX 燃料

0.07

0.05

−

0.00

再処理

0.63

0.42

−

0.16

HLW 貯蔵輸送処分

0.16

0.10

−

0.06

TRU 廃棄物処理貯蔵処分

0.11

0.07

−

0.03

中間貯蔵

0.04

0.06

0.14

0.13

SF 直接処分−

0.12 − 0.21

0.19 − 0.32

0.09 − 0.16

合計

1.60

1.4 − 1.5

0.9 − 1.1

1.1 − 1.2

発電コスト

5.20

5.0 − 5.1

4.5 − 4.7

4.7 − 4.8

バックエンド＊発電コストは各項目に原発建設費＋運転維持費＝ 3.6 円を加えたもの
HLW ：高レベル放射性廃棄物 TRU 廃棄物：超ウラン核種を含む放射性廃棄物 SF ：使用済み核燃料

表2

政策変更コスト
六ヶ所再処理工場（兆円）

代替火力関連（兆円）

既投資額

2.44

2015 年

2020 年

廃止措置（ウラン試験前）0.45（0.31）

代替火力発電
コスト

11

売却益

− 0.02CO2 対策0.7

合計

2.87（2.73）

合計

12

23

円/kWh

0.19

円/kWh

0.7

1.3

22
1.4

＊単価は割引率 2 ％、59 年間の発電力量で按分

表3

主な設定条件

なわれてこなかったので、算出したコストの信頼性へ
処分総量

32,000 トン（800 トン/年で 40 年間）

ば逆のことも考えられる。

使用済み燃料平均燃焼度

45,000 MWd/t

IV-2. 六ヶ所再処理工場を閉鎖すると、地元との信頼

処分容器

肉厚 19 cm（炭素鋼）

収納する使用済み燃料数4 体あるいは 2 体収納（PWR 換算）の疑問が出された。しかし、これは増えることもあれが崩れ、使用済み燃料を各原発へ持ち帰らなければならなくなる。中間貯蔵計画も進まない。その結果、原軟岩

500 m（支保あり）

発が止まる。原発が止まった分の電力は火力発電所を処分深度建設して補う必要がある、として政策変更コスト試算

ベントナイト厚70 cmが行われた。その結果を表 2 に示す。経済性と政策変処分容器表面温度≦ 90 ℃

更コストはまったく次元の異なるものであるが、上記

地表温度

15 ℃

総合評価の結論に見られるように、経済性に混同され

地温上昇率＋ 3 ℃/100 m

硬岩 1000 m（支保なし）てしまった。

V. 直接処分費用算出の方法と結果、
およびシナリオ間コスト比較

る大きな要因となる。
諸条件は、コスト比較のために、ガラス固化体の処
分条件とあわせた。直接処分にとってベストな条件をV-1. コスト算定の流れ使ったのではない。ベストがどのような条件かの検討①直接処分費用の算出→②処分単価（円/トン）の計はないが、少なくとも超長期貯蔵（100 年程度）は検算→③発電量あたりの単価の計算→④シナリオ間比較

討されるべきだったろう。主な設定条件を表 3 に示す。

V-1-①

直接処分費用の算出の流れ①の条件を設定し、安全解析を行なって処分が環境

a. 諸条件を設定→ b. 安全解析→ c. 処分場の概念設計へ与える影響が十分小さいと評価した後に、処分場の（処分孔間隔や掘削坑道距離の算定）→ d.総費用の計算

設計を行ない、直接処分の総費用を算出した。この段

ここでは、諸条件の設定が重要な作業。処分孔間隔階で硬岩系の地層に 1 処分容器あたり 4 体の使用済みや掘削坑道距離はそれによって決まってくる。穴を掘

燃料を入れることが不可能となった。処分容器の表面る距離が分かれば、現行の単価（1 メートル掘る費用）

温度が 90 ℃を超えるという解析結果が出たからであを基に計算できる。そこで、定める諸条件が費用に係る。また、処分場面積が大きくなることから 1 箇所で原子力資料情報室63

表4

処分費用（単位：億円）
項

目

軟

岩

硬

岩

C1

C2

C3

C4

C5

C6

C7

C8

縦2

縦4

縦2
（2sites）

横2

横4

縦2

縦2
（2sites）

横2

技術開発費

2,143

2,143

2,143

2,143

2,143

2,138

2,138

2,138

調査費および用地取得費

2,403

2,247

2,848

1,996

2,240

2,479

2,993

2,446

設計及び建設費

34,991

25,00840,546

11,14910,41815,562

21,920

11,483

地上施設

1,349

1,111

1,565

749

733

998

1,189

738

地下施設

27,303

18,131

29,838

3,259

3,209

5,896

6,681

1,207

地上設備

4,533

4,177

6,232

4,358

4,071

5,043

7,281

4,863

地下設備

1,378

1,161

2,128

2,354

1,976

3,196

5,984

4,246

その他

429

429

784

429

429

429

784

429

操業費

19,667

14,862

22,472

13,858

11,50518,037

22,57915,559解体および閉鎖費

2,516

2,430

3,654

2,017

2,038

2,412

3,600

2,193

モニタリング費

1,190

1,190

2,379

1,190

1,190

1,190

2,379

1,190

プロジェクト管理費

11,762

9,799

16,534

6,729

7,158

9,194

14,697

8,487

消費税

3,331

2,579

4,050

1,803

1,662

2,276

3,128

1,936

計

78,00460,25994,62840,88638,35453,28773,43545,430

核燃料物質取扱税

7,616

7,616

7,616

7,616

7,616

7,616

7,616

7,616

合

85,62067,875102,244

48,50245,97060,90381,05153,046

小計＊下線の数値を使って単価計算を行なった。

表5

処分場面積と処分費用
項

目

表6
軟 岩

硬 岩

縦 2 ＊ 2 サイト

縦2体

処分場面積(km2)

18.8

11.5

主要坑道延長距離（km）

88

43

処分坑道延長距離（km）

290

216

合計（億円）

94,62853,287

割引率 2 ％費用（億円）

75,07542,268

割引率 2 ％単価（万円/トン）

33,60018,900＊合計には核燃料取扱税 7,616 億円は含まれていない。
単価計算からも省かれている。

処分スケジュール

処分開始時期実施主体設立から
35 年後処分終了時期処分開始から
100 年間終了後監視期間

処分場閉鎖から300 年間V-1-②

処分単価の計算（円/トン）①の処分費用を時系列にしたがって年度展開する。
必要な面積を持つ地層が確保できない場合もあるとの

例えば、処分開始までの技術開発は基準となる年（0ことで、処分場が2 サイトになるケースも設定した（こ年）からスタートして 24 年にわたって毎年の支出額をの 2 つは「過度に」保守的な想定と思う。100 年貯蔵算出する（ガラス固化体の場合を参考にして算出しでは解決する可能性が高い）。表 4 は、想定されたケーた）。処分スケジュールを表 6 に示す。また、処分場のスと総費用。このうち、C3 と C6 のケースを費用の幅設計および建設費や操業費などなど、毎年の支出額をとして採用して、第 2 段階の単価計算に入った。

定める。その事例を図 1 に示す。次に、年次支出を割

表 5 は、下線部分の費用に関して、処分場面積などのデータを加えたものである。

引率を 2 ％として、操業開始年を基準年として現在価値換算を行なった。これは高レベル放射性廃棄物の処

条件の設定によって、処分場面積や主要坑道延長距

分費用の積立額の算出に際して 2 ％の割引率を使って離、処分坑道延長距離などが相当に異なることが分かいるからだ。これをベースとして 1 ％と 3 ％の 3 つのパる（割引率以下の数値は次節で説明）。

ターンで単価を算出した。ただし、このレポートでは

ちなみに、ガラス固化体の処分費用は軟岩が 28,899

2 ％のケースのみを表示する。

億円、硬岩が 27,694 億円と計算されている。処分費用

割引率 2 ％の場合の費用の算定式はのみを比較すると直接処分の方が高いが、再処理費用

総額 Xt ＝∑
（Xy/1.02

等までを含めて考えると直接処分が安くなる。

（基準年を 35 年目とした）

64

高木基金助成報告集 Vol.2（2005）

y − 35）

図1

硬岩・ケース 1（縦置き、2 体収納）
表7

処理・処分単価（割引率 2 ％）全操業期間（単位：万円/トン）∑の期間 y は 0 年から 300 年まで、Xy はある年の支出項額。その結果は表 5 の割引率 2 ％の費用を参照。
同様に処理量も現在価値換算して算出して、按分して、処理単価を計算した。その結果は表 5 の単価を参照。安いケースで処分量 1 トンあたり 18,900 万円、高いケースで 1 トンあたり 33,600 万円となった。
他のシナリオの単価については、04 年 1 月に総合エ

目再処理ケース

直接処分ケース

再処理工場への SF 輸送

1,800

再処理

25,300−

中間貯蔵施設への SF 輸送

1,600

1,600

中間貯蔵

5,400

5,400

HLW 貯蔵

2,400

−

300

−

HLW 輸送−ネルギー調査会原子力部会コスト等検討小委員会が算（HLW 処分）or 直接処分定したバックエンドコスト費用（いわゆる 19 兆円と言TRU 廃棄物処理貯蔵

2,500

−

われている費用）から同様にして求めた単価（万円/

TRU 廃棄物処分（地層処分）

2,900

−

1,000

−

トン）を使って、比較をすすめた。処理単価（万円/（0.12/kWh） 18,900 〜 33,600

同（地層処分以外）トン）は表 7 参照。

MOX 燃料加工

25,900−V-1-③

再処理工場廃止措置

2,700

−

発電量あたりの単価の計算とシナリオ間比較②で求めた処理・処分単価（万円/トン）を使って、発電電力量あたりの単価を計算してシナリオ間の比較

まという前提だった。今回はその時の処分単価を用いを行なった。このとき、処分量 32,000 トンでの計算て、60 年の評価期間のストーリーに載せたわけだ。

（コスト等検討小委員会）とはまったく異なるシナリ

このシナリオ比較では、発生する使用済み燃料は約オを設定したので、導き出された処理・処分単価のみ

7 万トン、総発電量は約 25 兆キロワット時とした。そを使い、これをシナリオから来る総取扱量と時系列にの発電イメージを図 2 にしめす。また、計算結果は表従って、再計算した。つまり、今回は向こう 60 年間の1 に示す。ここで、比較したシナリオは事業を考え発電電力量、再処理量、地層処分量などを・シナリオ 1 は全量再処理（現行路線）、さらに、使用算出して時系列に落とした（例えば、地層処分は 100

済み MOX 燃料は第 2 再処理工場で再処理される

年事業、その後の管理期間 300 年としているが、コス・シナリオ 2 は六ヶ所再処理工場の処理能力を超える

ト計算ではそれを考慮したトン当たりの処分単価を使

分は直接処分する、っているので、矛盾はない）。使用済み燃料の貯蔵期

・シナリオ 3 は全量直接処分、間は 50 年とし、54 年目から処分が開始される。

・シナリオ 4 は当面貯蔵（六ヶ所再処理工場の稼動を先の総合エネルギー調査会原子力部会が行なった試止め、再処理が経済的に有利になるまで使用済み燃算では、再処理工場 40 年間稼動、その後に閉鎖・解料は貯蔵する）。ただし、50 年の貯蔵後は貯蔵使用

体、再処理能力を超える使用済み燃料は中間貯蔵のま済み燃料の半数を再処理し、半数を直接処分すると原子力資料情報室65

図 3 ウラン価格に対する再処理サイクルと直接処分の発電価格

図2

発電電力量と使用済燃料発生量いうもの。

政策を直接処分政策へと転換するとしたら、①六ヶ所

シナリオ 1 とシナリオ 3（再処理路線と直接処分路

再処理工場を解体して更地にする費用が必要となる、線）の比較をすると、1 .6 円/kWh に対して、直接処分②さらに、使用済み燃料の貯蔵場がなくなり原発の停は 0 .9 〜 1 .1 円/kWh と安い結果が出た。

止を余儀なくされることから、火力発電の炊き増しがわずか 50 銭〜 70 銭の差で、これは 1 世帯年間 600 円必要になるとして、そのコストの算定が行なわれた。

〜 840 円程度とされた。

VII 問題点でも述べるように、特に②の火力炊き増し

V-2. コスト比較に対する考察＝コスト差は歴然、コストは理屈の通らないものだった。

直接処分は断然安い

VI-1. 六ヶ所再処理工場の解体費用（表 2）◆計算上は 1 世帯あたり年間 600 〜 840 円程度の差とな

上記コスト等検討小委員会が算定した六ヶ所再処理

るが、しかし、これはある仮定上の計算であって、工場廃止措置費用をベースとして、策定会議では、ウ

実際にはこの程度の支出では収まらないだろう。高

ラン試験前の解体費用とウラン試験後の解体費用が算レベル放射性廃棄物の地層処分費用が計算どおりで出されたが、これは電気事業連合会が算出した数字で収まるかは不確定である。また、六ヶ所再処理工場ある。解体廃棄物のうち有用なものの転売による利益

が年間 800 トンの処理能力を 40 年にわたって維持では初期投資額（2.19 兆円）の 1 ％と仮定した。総費用

きるかどうか、おそらくできないだろう。ここにはとして 2 . 87 兆円を 15 年間の発電電力量で按分したケ

事故などによる追加的な支出は含まれていない。

ースと 59 年間で按分したケースで単価（円/kWh）を◆この差を埋めることは事実上、不可能であるほどの算出したが、最終的には 59 年間の数字が使われてい差となる。ウラン価格以外の価格は固定して、シナる。その根拠は充分に説明されていない。

リオ 1 とシナリオ 3 のコストが等しくなるようなウ

VI-2. 火力発電所炊き増しコスト（表 2）

ラン価格を探ると、現行のウラン価格（550 万円/ト

これは技術検討小委員会が算定したものではなく、ン）が 23,650 万円/トンまでつりあがらないと等し策定会議で議論となり事務局が計算したものである。

くならないという計算結果となった（Steve Fetter

ストーリーは六ヶ所を廃止すると青森県の求めに応じ氏の方式を使い藤村陽氏が評価）（図 3 参照）。原子て使用済み燃料を搬出しなければならない。また、進力委員会のコスト試算計算式を使っても現行価格の行中の中間貯蔵施設も再処理までの一時的な（といっ10 倍でやっと釣り合うとのこと。したがって、コスても 50 年）貯蔵で地元了解を得ているから、再処理路

ト差は歴然としている。

線を転換すると交渉しなおしとなる。その交渉には早◆山地憲治委員は 60 年間の発電量で比較した場合、再くて 15 年あるいは 20 年程度かかるだろう。その間に、処理路線の総事業費は約 36 兆円になるのに対して直早ければ 2005 年から福島第一原発、高浜原発などが施接処分路線は 21 〜 24 兆円と計算している。（技術検設内の使用済み燃料の貯蔵プールが満杯となり、停止

討小委員会第 6 回意見書）する。停止は順次拡大して 2015 年には原発全基が停止

VI. 政策変更コスト
コスト差が歴然としていることもあってか、原子力66

高木基金助成報告集 Vol.2（2005）する。この間、原発が発電するだろう電力を火力発電でまかなうとする。このとき、火力発電のコストを建設費を含めた単価で計算した。

VII. 問題点

も、将来は直接処分されることになると考えられる。
シナリオ②で使用済み MOX 燃料の直接処分コストを

VII-1. コスト評価上の問題点

使用済みウラン燃料の 4 倍としたが、それで収まる見VII-1-1. ガラス固化体の地層処分と同様の時間条件を

通しは少ない。議論では、高速増殖炉が実用化したら設定したため、50 年後に地層処分することを前提とし十分に活用できるとの意見が出たが、高速増殖炉は長た。しかし、使用済み燃料を 90 年程度貯蔵した後に地計では選択肢の一つである。実用化の見通しはない。

層処分することにすれば（ガラス固化体と同様の熱的VIII-2. 回収ウランの扱い条件になる）、直接処分コストはさらに下げることが再処理から回収されたウランについて、単に貯蔵すできるだろう。90 年貯蔵のケースは試算されなかった。

るだけの扱いでシナリオが検討されたが、実際には処ちなみに、フランスでは再処理しない使用済み燃料は分するしかないものである。これもまた、高速増殖炉が100 年間貯蔵するとしている。

実用化されれば有効に活用できるとして先送りされた。

VII-1-2. ①直接処分の研究開発がこれまで行なわれてVIII-3. プルトニウム余剰問題

こなかったのは原子力長計が再処理路線を選択してい原子力委員会は 03 年 8 月 15 日に公表した「我が国にたためだ。長計に文言として書かれないと国の研究開おけるプルトニウム利用の基本的な考え方について」

発費が付かないことから、研究の必要性にも係らず行で、プルトニウム利用の透明性を確保するために、分

なわれてこなかった。今後の課題である。

離する前に利用計画を公表することとしている。今回②技術開発では、ガラス固化体にもまだまだ技術課題の中間報告でも同様の記述が盛り込まれたが、現時点が残っている。例えば、地下深部環境に関する知見はで事業者は六ヶ所再処理工場から抽出されるプルトニ

十分でなく今後の課題、また、地下深部で行なわれるウムの利用計画を出していない。この点では、福島県

遠隔操作技術も今後の課題（強い放射線を発するためでは海外再処理工場から抽出されたプルトニウムの利に人間による直接の作業は行なえない）である。

用に対する事前了解が白紙撤回されている（東電損傷

VII-2. 政策変更コスト上の問題点

隠し事件が契機となる）。海外再処理からのプルトニ①六ヶ所再処理工場を止めても、使用済み燃料が搬出

ウムの利用計画すら実行に移している電力会社がない

されるとは限らない。国の責任で青森県と交渉するこのが現状。文面を読めば分離直前までに利用計画を公とは可能（国の責任逃れ）。中間貯蔵施設の建設も可表することとしているので、電力各社はアクティブ試能である。

験前までに公表できるのだろうか？

②仮に原発が止まることになったとしても、火力発電所の建設は必要ない。なぜなら、現在の火力発電所のIX. 終わりに稼働率は 50 〜 60 ％。稼働率を上げること、ならびに直接処分のコストを公開の場で公式に算定したのは

省エネおよび再生可能エネルギーを増やしていくこと

今回が初めてである。これまでは折に触れて、たとえで、新規建設はなしにすることが可能。

ば OECDNEA などでコスト試算が行なわれると日本③しかも火力建設コストは回収期間を 59 年として単価

でもチェックされてきた。しかし、それらは隠されて、計算している。あり得ないとして電力からも批判があ

公式には「日本では直接処分のコストは計算されたこった。とはいえ実際には 15 年から 20 年程度で中間貯とがない」のだった。その意味から、技術検討小委員

蔵が可能となり、原発は再び動き出すというシナリオ。

会の費用算出は意義のあることだった。

だとすれば、建設した火力発電所の費用回収は不可能。

同小委員会の委員に立候補して選出され、コスト計

結局、「政策変更に伴う費用まで勘案すると「経済性」

算方法など詳細なチェックを行なうことができたことの面では劣るとは言えなくなる可能性」を示すためだ

は、原子力資料情報室としても個人としてもよい経験

けの数字いじりに他ならない。

になった。

VIII. 残された課題
コスト計算とその比較の中で議論はされはしたが、ここで明らかになった核燃料サイクルがコスト高（一般には当たり前のこととして認識されているが）であることが明白になった。この事実は再処理優位論に

なお、十分でなく残る課題がいくつかある。

大きな疑問を投げかけるものであり、再処理からの撤

VIII-1. 使用済み MOX 燃料の扱い退を求める今後の議論の展開に弾みをつけるものとな

全量再処理路線のコスト計算では使用済み MOX 燃るだろう。

料は再処理されることで計算されたが、しかし、繰り返し再処理できるものではなく、全量再処理といえど
原子力資料情報室67