若 狭 ネ ッ ト

第１７４号

２０１９年

２月２５日

発 行： 若狭連帯行動ネットワーク

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2万1,234筆

復興庁「放射線のホント」の撤回を求める全国署名を昨年12月20日、復興庁へ提出し、徹底追及！

福島事故で「一般公衆の被ばく線量限度1mSv/年」を守らないのは、安倍政権による内閣ぐるみの法令違反！私たちは絶対に許しません！

3月末（第3次締切）に向け、「放射線のホント」撤回署名をさらに積み上げよう！
リサちゃんとパパの会話：パート６

リサ 署名は今回提出して終わりなの？

リサ ねえ、パパ、復興庁の冊子「放射線ホント」の撤回を求める署名ってどれくらい集まってるの？昨年12月に提出したって聞いたけど？

パパ 今回提出したのは第一次分だ。第二
次締切が1月末、第三次締切が3月末で、その後も続けないとね。なんせ、「放射線のホント」は安倍政権が内閣総ぐるみで作ったものだから、これを撤回させるには、もっと、もっと、たくさんの署名が必要だよ。文部科学省はこれを学校現場へ持ち込むため、小学生や中学生・高校生向けの放射線副読本さえ作ってるから、一緒に撤回させないとね。

パパ 脱原発福島県民会議など９団体
を中心に46名が参加した12月20日の対政府交渉で2万1,234筆を第一次提出したんだ。昨年９月から始めて全国から大きな反響があったんだよ。

巻頭以外の目次(1) 再稼働条件に違反しながら逃げ回る関西電力に 福井と関西の連帯した力で、大飯・高浜原発の運転停止・中間貯蔵施設の立地断念を求め、共に追及しよう！
(2) 金属製乾式キャスクによる使用済燃料中間貯蔵は何が問題か？ 大阪府立大学名誉教授 長沢啓行

-1-

リサ ねえ、パパ、署名を受け取った復興庁の人はどんなことを言ってるの？
法律には、放射線被ばくから私たちを守る規則が書かれているんでしょう？

リサ 法律は言葉の上でしか理解されてないの？そんなんで、国民を放射線被ばくから守れるの？周辺監視区域外に住んでいるのは私たちでしょう。福島の人たちだって事故でムリヤリ被ばくさせられてるのにどういうこと？

パパ 原子力規制委員会の「核原料物
質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」(告示第14号：2017.12.
22改訂)の第二条に「周辺監視区域外の線量限度」が定められていて「実効線量については1年間につき1mSv（ミリシーベルト）」とある。これが労働者以外の一般国民の線量限度と言えるんだ。

パパ 告示を出した張本人の原子力規制委
員会・規制庁は、福島第一原発構内のタンクに貯蔵された100万トンもの汚染水の海洋放出を念頭に、「告示濃度限度を守らせる」と言うんだけど、第八条の「周辺監視区域外の濃度限度等」には、外部被ばくと内部被ばくを合わせて１mSv/年を超えないように次のような式で規制するようになっているよ。

リサ だったら、「放射線のホント」の中でちゃんとそう書かないとダメないんじゃないの？

告示の第八条に記載された式：
外部被ばくによる実効線量
１mSv/年
核種 i の水中濃度＋Σi
核種 i の水中の告示濃度限度
核種 j の空気中濃度＋Σ≦１
j 核種 j の空気中の告示濃度限度

パパ そこが問題なんだ。今回はそこに絞って、復興庁などがどう答えたか話すよ。
復興庁は、「個別の法令の範囲で規制されているものであって、その対象になるものに対しては規制がかかっております。国民一般に対して被曝線量の上限を設定した法令はないと考えております。」と開き直ってたんだけど、告示の文書を示されると、「私はその告示について読んだことはありません。その法令について我々は担当ではないので」と言うんだ。読んでもいないのに、ひどいね。

この式の第１項は、放出された放射能による外部被ばく線量を評価し、第２項と第３項は海や川へ放出された汚染水を飲んだ場合や大気中へ放出された汚染空気を吸い込んだ
ときの内部被ばくを評価する項で、合計で1mSv/年を超えないように規制する式だよ。
水中の告示濃度限度は「公衆が生まれてから70歳になるまで毎日飲み続けたとき、平均線量率が法令に基づく実効線量限度（1mSv/年）に達するとして計算されて導出されたもの」と原子力規制庁は説明していて、空気中の告示濃度限度も同様だよ。

リサ エェーッ？法律を守る立場の人が法律を読んでもいないなんて、ひどすぎるよ。
パパ ホントに信じられないね。担当が違うからといって告示を読んでもいないのに、まるで何でも知っているかのようなふりをして「放射線のホント」を書いてたんだよ。驚きだね。

原子力規制庁は、100万トンの汚染水を海へ「放出する際には、この式に従って１以下になっていることをキチンと確認した上で、この式に従って判断させて頂くということになります。」と言うんだけど、「福島の人たちの多くは８年前の事故発生時から被ばくさせられていて、すでに1mSv/年をはるかに超えている
のに、さらに被ばくさせるのは告示違反、法令違反じゃないか」と追及されると、「この式はあくまで放出するものに対して1以下になるように定めているものですから、出てくるものに対してです。」と開き直ったんだ。だけど事故による放射能放出と汚染は8年間ずっと続いていて、汚染水放出はその一環であって、その続きなんだから、これだけ切り離して被ばく線量を評価するのはおかしい。事故が続いている限り、全体を評価しないとダメだ。

リサ 復興庁以外の人はどうなの？
パパ 原子力災害対策本部は、告示があることは知っていて、1mSv/年については「周辺監視区域外の線量限度というふうに理解しておりまして、公衆の被曝限度というふうには理解しておりません。これが全省庁の共通の理解かどうかは、私は承知しておりません。」とうそぶき、「私は法律の言葉は理解しているんですけど、周辺監視区域外の人に当たるところが、今現実の福島の事故の影響を受けて、どの人を指すのかは私個人的には理解しておりません。」と言うんだよ。

-2-

それに、告示第二条は濃度限度とは関係なく、「周辺監視区域外の線量限度」が1mSv/年と定められていて、福島では1mSv/年を超えて被ばくさせられた人がたくさんいるから、その時点で告示違反、法令違反になる。
この点を追及されると沈黙するだけだった。

リサ 公衆の被ばく限度って、国際的に決まってないの？
パパ 公衆の被ばく限度が1mSv/年だというのは国際的な常識さ。2013年5月には国連
人権理事会が日本政府に1mSv/年を遵守するよう勧告し、2018年10月25日の国連総会でも、「人権理事会が勧告した１mSv/年以下の基準を考慮していない」と日本政府が厳しく批判され、「20mSv/年の基準による避難指
示解除では安全性が確保されていない」、「平常時の年被ばく量が１mSv以下にならな
ければ子どもたちや出産年齢にある女性の帰還は見合わせるべきだ」と強く要請されている。原爆被爆者も怒ってたけど、安倍首相
は一体どこの国の首相なんだろうね。

リサ 告示って、首相や大臣も守らなきゃい
けない法律なんでしょう？
パパ 国会で議決される法律と、それに基づ
いて各省庁が定める省令・告示・規則などがあって、これらをすべてまとめて法令というんだ。担当が違っても、皆守らないといけない。
リサ じゃあ、安倍首相もこの告示に従って
一般公衆の被ばく限度1mSv/年を守らないといけないんじゃないの？

リサ ひょっとして「公衆の被ばく限度は1mSv/年だ」と認めると困るからじゃないの？

パパ その通りだね。だけど、安倍首相は国会の答弁書で「線量告示は、原子力事業者
等が原子力施設の運転等に際して満たすべき基準を定めたものであり、御指摘のような『公衆の被ばく限度』を定めたものではない」（第197回国会衆議院答弁書第45号2018.11.20） と反論しているんだ。他方では、「原子炉施設から放出される放射性物質については、原子炉施設の周辺監視区域外における一般公衆の被ばく線量が年間1mSv以下となるように
放射能濃度等の限度を定めている」 （第185回
国会参議院答弁書第79号2013.12.10） と言うんだ。
「公衆の被ばく限度は存在しないけど、公衆の被ばく線量が1mSv/年になるように規制している」って言うんだよ。国民には非常にわかりにくい。

パパ そうだね。外部放射線量が1.3mSv/3ヶ月(0.6μSv/h)を超えると「放射線管理区域」に相当するけど、福島事故直後には約400万人が放射線管理区域相当の汚染区域に住んでいたから、1mSv/年以上の被ばくが強要された。20mSv/年を基準に避難指示が解除され、避難者支援策が打ち切られたけど、
1mSv/年が公衆の被ばく限度だと認めると、これらは皆法令違反になってしまう。被災者の人たちに健康手帳を交付して被ばくによる
将来の健康・医療保証に備えることが必要になる。だから、認めないんだ。100～200mSv
を被ばくしても野菜不足や塩分取り過ぎと同じだなんてウソをホントと言いくるめ、被災者を置き去りにして、安倍政権は、原発を再稼働させ、のほほんとオリンピックにひた走る。
ホントにひどいね。

現に、原子力施設が集中立地している茨城県のホームページでは、原子力規制委員会の告示を引用して「法律では、一般公衆の原子力施設からの影響による被ばく限度は、1年間で1mSvと定められています」と書いてるからね。原子力災害対策本部は福島の誰が周辺監視区域外の人に当たるのかわからないと言ってたけど、安倍首相は同じ答弁書で「お尋ねの『福島県内で、避難指示が出されず原発事故以降も住民が居住を続けている地域又は避難指示が解かれ居住が認められている地域』は、いずれも周辺監視区域
外に該当する。」 （ 同上2013.12.10） と断言してる。安倍首相は、政府内でも混乱するような説明を撤回して、告示は公衆の被ばく限度を定めたものだと認め、これを守るべきだね。

リサ そもそも原発がなければ、重大事故も起こらないし、避難する必要もないし、住民が被ばくによる健康被害を心配する必要もな
いじゃない。これは、人災だよね。
パパ その通りだ。
リサ 結局、私たちがしっかりしないといけないのよね。国連では「日本政府が福島でやっていることはおかしい」、「公衆の被ばく限
度1mSv/年を遵守しろ」って言ってるのに。
パパ こちらも全力で反撃しなくちゃね。次の3月末集約に向け署名をさらに広げたいね。

-3-

再稼働条件に違反しながら逃げ回る関西電力に
福井と関西の連帯した力で、
大飯・高浜原発の運転停止・中間貯蔵施設の立地断念を求め、共に追及しよう！
「関西電力が進める2018年中の福井県外中間貯関西電力本社前で申し入れ文を提出(2019.2.12)

蔵施立地点公表が難しい」との報道が昨年11月末
以降に相次ぎましたが、これが大飯3・4号の再稼働条件であったことから、私たちは、サヨナラ原発福井

備してきました。県側の都合で12月中には行えず、（「写真撮影は申し入れ者のみ」との約束を守り、関電側は写っていない。）

1月23日になりましたが、福井県庁を訪れ、「知事は燃料は全量再処理のために県外搬出」と回答したこ

稼働中の高浜3・4号・大飯3・4号の運転停止を関電とから、私たちは全面的に反論しましたが、県側はに求めてください」との申し入れを行いました。

沈黙したままでした。

ネットワークとともに、福井県知事への申し入れを準

これに続き、2月12日には福井と関西の45団体連

関西電力は昨年12月26日の福井県への説明で、名で、22名参加の下、関西電力本社へ「大飯・高浜「今後の交渉もあるので、今年中に示すことは控え

原発の運転停止」と共に「使用済燃料中間貯蔵施

たい。知事をはじめ県民に心よりお詫び申し上げる」

設立地計画の断念」を申し入れました。しかし、本来と陳謝する一方、「2020年までに県外での候補地をの関電広報部ではなく担当外の庶務職員が申し入確保する方針」を改めて示しています。これを受けれを受け取るだけでした。そこで、私たちは2月18て、福井県知事は12月28日の定例会見で「（計画地日、美浜町にある原子力事業本部を通して公開質点の）方向が出ればベストだったが、(2020年に立地問状を提出し、2週間以内の文書回答と説明の場を点確定という)物事が遅れているわけではない」と述

美浜町内で設けるよう求めています。逃げ回る関西

べ、原発停止などの罰則を与える必要はないとの考電力を追い詰め、共に追及しましょう。

えを示しています。しかし、「2018年中に使用済燃料

中間貯蔵施設立地はどこにも受け入れられない！

中間貯蔵施設の県外立地点を公表する」との約束
は大飯3・4号再稼働の条件として関西電力が2017

1月23日の福井県申し入れでは、安全環境部原

年11月27日に自ら一方的に宣言した「公約」です。

子力安全対策課から前田泰昌参事、坂本康一課長

再稼働条件に違反した以上、運転停止でその責任補佐など４名が対応し、23分間でしたが、申し入れをとるべきです。関西電力は無責任であり、それを文を手渡し、交渉しました。前田参事は「2020年まで容認する福井県知事の姿勢も無責任です。

に県外立地点確保が新たな目標」、「使用済MOX「2018年中の県外中間貯蔵立地点公表」は関西電力が自ら設定した大飯3・4号再稼働条件！
私たちは、関西電力による「再稼働条件違反」を徹底追及しますが、「2018年中の県外立地点確保」

福井県に申し入れ文を提出(2019.1.23)の公約実現を求めていたわけではありません。

- 4 -「使用済燃料をこれ以上生み出すな！県内外を問わず、原発運転継続のための中間貯蔵施設立地喪失による溶融事故の危険もなくなりません。

反対！」が私たちの主張です。

使用済燃料の「中間」貯蔵は「永久」貯蔵に

私たちは、関西電力の「2020年までに立地点確保」にも断固反対であり、これをプッシュする福井県

他方、日本には47トンもの余剰プルトニウムが蓄知事による「県外立地」方針にも反対です。西川知積されていて、核拡散防止の観点から国際的に批事は1月31日、世耕経産大臣に「国が積極的に関与判が高まる中、原子力委員会は昨年、「保有プルト

して中間貯蔵施設立地を進めるよう」依頼しました

ニウム量が減らない限り、六ヶ所再処理工場を操業が、本末転倒です。使用済燃料の発生源を止めるしない」方針へ転換しましたので、「中間」貯蔵は「永べきです。原発の運転を停止させ、使用済燃料をこ久」貯蔵になります。なんとなれば、高速炉開発はれ以上生み出させないことが先決です。

破綻し、政府も昨年末の高速炉戦略ロードマップで原発のない自治体では、使用済燃料中間貯蔵施「実証炉計画」には触れず、高速炉実用化時期を21設の「県内立地拒否」は極めて積極的な意味を持ち

世紀後半以降へ先送り （事実上の断念） せざるを得まますが、福井県は使用済燃料を排出する原発立地せんでした。他方、伊方3号と玄海3号のプルサーマ

自治体であり、そこでの「県内立地拒否」は「使用済

ルは仏保有量をほぼ消費して、これ以上進まず、高燃料をこれ以上生み出すな」の要求から切り離され浜3・4号の仏保管分5.6トン （核分裂性プルトニウムの量るとき、「県外立地」を意味します。ましてや、福井県

で、全プルトニウムでは約8トン） を消費するには7～21年

知事は原発推進の立場から「県外立地」を一貫してかかり、それでも余剰プルトニウムは40トン程度にし主張していて、「県内立地拒否」と「県外立地」は同か減りません。20.8トンの英保管量は、英国にMOXじ意味になってしまいます。

燃料加工工場がないため消費できません。他方、六関西電力の居直りと中間貯蔵施設立地を許すな！
使用済燃料の中間貯蔵は、原発サイト内のプールが満杯になって燃料交換できずに運転停止を余ヶ所再処理工場が操業すれば1年で8トンのプルトニウムが生み出され、余剰プルトニウムが急増します
ので操業できず、中間貯蔵施設立地が当面最重要の課題に浮上したのです。

儀なくされることを防ぐためのものであり、「安全」のまた、プルトニウムがMOX燃料として燃やされるためではありません。原子炉から取出したばかりの（プルサーマル）と、別のより重大な問題も浮上します。

使用済燃料は崩壊熱が高く、プールで5～10年以使用済ウラン燃料とは異なり、使用済MOX燃料はプ

上冷やさねばなりません。そうせずに乾式キャスク貯ール内で十分冷えて乾式キャスク貯蔵へ移行できる蔵を行うとキャスク内で使用済燃料が溶融事故を起ようになるには90年以上もかかり、サイト内プールでこしてしまいます。成人の発熱量2kW/t以下の「人の事実上の永久貯蔵が避けられないのです。使用

肌」程度になるまでプール内で十分冷やさなけれ

済燃料をサイト外へ搬出しても、今度は永久に持ちば、乾式キャスク貯蔵へは移せないのです。逆に、出せない使用済MOX燃料となってプールへ戻って

そこまで冷えれば、プール貯蔵と乾式キャスク貯蔵

くるのです。この悪循環を断ち切るには、使用済燃とで使用済燃料溶融事故のリスクはほとんど変わら料をこれ以上生み出さないこと、原発の再稼働を阻

なくなります。だから、プール貯蔵から乾式キャスク

止し、プルサーマルを阻止することしかありません。

貯蔵への移行は「安全」とは無関係であり、単に、プ

それは六カ所再処理工場を閉鎖へ追い込むことにールに空きを作ることが目的なのです。

つながるでしょう。

中間貯蔵施設ができれば、そこへ使用済燃料が私たちは、この展望を持って、福井と関西の地次々と搬出され、原発の運転継続が可能になり、重で、原発再稼働阻止・プルサーマル阻止・使用済燃

大事故の危険はなくならず、燃料交換でプールに料中間貯蔵施設立地阻止の運動を強め、六カ所再熱い使用済燃料が供給され続けるため、プール水処理工場閉鎖の闘いと連帯したいと考えます。

- 5 -金属製乾式キャスクによる使用済燃料中間貯蔵は何が問題か？
大阪府立大学名誉教授

1

はじめに

長沢 啓行

「プルサーマルによる余剰プルトニウム問題の解決」は幻想にすぎず，プルトニウムを巡る矛盾を

福島第一原発では 1〜3 号炉で炉心溶融事故が発一層激化させるだけであり，脱原発＝「原発ゼロ」

生し，定検中の 4 号炉でもプール水喪失による使をまず決めて，六ヶ所再処理工場を閉鎖し，プル

用済燃料溶融事故の危険が迫っていました．これ

サーマルを中止すべきであることを提言します．

らは，原発重大事故の危険を事実で明らかにすると同時に，使用済燃料プールの危険性を暴き出したと言えます．そのため，「プール貯蔵より乾式貯蔵の方が安全だから，使用済燃料を早く乾式貯蔵

2

金属製乾式キャスクとは何か

2.1

キャスクの密閉性は金属ガスケット頼みへ移すべきだ」との見解が一時期広まりました．

使用済燃料を貯蔵するための金属製乾式キャス

それは仕方のないことでしたが，2016 年の福井

クには，図 1 のように，沸騰水型原発 BWR 用と県鯖江市での講演会で，「プールの水がなくなって

加圧水型原発 PWR 用があり，前者は日立と東芝

も自然空冷できるほど十分冷えた使用済燃料しかが，後者は三菱重工が設計・製造しています．三乾式貯蔵へは移せない」という事実を具体的に示菱重工製 PWR 用乾式キャスク（MSF-21P 型）のすことで，誤解の多くを解くことができました．そ構造は図 2 の通りです．

の講演録 [26] はサヨナラ原発福井ネットワークかキャスクの中央に使用済燃料を収納するためのら出され，広く読まれています．乾式貯蔵がプー

バスケットが置かれ，バスケットの仕切り板（プルに空きを作り，原発の再稼働や運転継続を助けレート）はアルミニウム合金ですが，臨界事故防るものであることから，乾式キャスクによる中間止のための中性子吸収材（ほう素添加アルミニウ

貯蔵に反対する声も広がりました．

ム合金）のプレートと対になっています．使用済

しかし，2011 年以降，福島第二，玄海 2 号を含

燃料を収納したあと，キャスク内に水分が残らなめて軽水炉原発の廃炉が 21 基に及び，廃炉後の使

いよう十分に真空乾燥させ，不活性ガス（ヘリウ

用済燃料貯蔵をどうすべきかという新たな問いかムガス）で封入し，一次と二次の二重蓋をします．

けもなされるようになりました．

このときに水分や空気がキャスク内に残っていた

そこで，ここでは「金属製乾式キャスクによるり，外部から侵入したりすると，それがキャスクの使用済燃料中間貯蔵は何が問題か？」という，よ炭素鋼を内側から腐食させる原因になります．まり広い観点から乾式貯蔵問題を取り上げます．

た，二重蓋のシールが破られると中の放射性ガスが漏洩してしまいます．

まずは，実際に設計されている乾式キャスクを対象に，「自然空冷可能」というだけではだめで，二重蓋の構造をもう少し詳しくみると，図 3 の「中性子線の遮蔽や炭素鋼の腐食などキャスクの寿

ように，金属ガスケットが重要な役割を果たしてい命」からは，収納される使用済燃料の崩壊熱をよることが分かります．この金属ガスケットは，ホー

り大きく下げる必要があることなど技術的問題点

ス状の二つのコイルスプリング（ニッケル基合金を列挙します．それに基づき，設計貯蔵期間 60 年

インコネル 750）とそれを取り巻く裂けたホースの健全性が保証されているとはいえないこと，脱状の内被（ニッケル基合金インコネル 600），さら

原発後の廃炉に伴う使用済燃料の 100 年以上の長に外側の外皮（アルミニウム合金）から構成され期乾式貯蔵への移行には技術的・社会的な 4 条件ています．この金属ガスケットが，一次蓋と胴のを満たす必要があることを具体的に示します．

間，二次蓋と胴の間に挟まれていて，シールの役

さらに，原子力委員会の「プルサーマルに必要割を果たしています．実は，一次蓋には図 3 右側のな枠内に再処理操業を制限」への方針転換およびように漏洩検知のための貫通孔があいていて，カ

独の脱原発や仏の原発依存度低減の実態を踏まえ，

バープレートで塞がれており，カバープレートと6

図 1: 青森県むつ市リサイクル燃料備蓄センターで計画されている金属製乾式キャスク [23]1 胴（炭素鋼 GLFl），⃝
2 外筒（炭素鋼 SGV480），
図 2: 三菱重工製ＰＷＲ用 MSF-21P 型乾式キャスクの構造 [16]： ⃝5 伝熱フィン（32 本，銅 C1020），⃝
6 一次蓋/ ⃝9 二次蓋（炭素鋼 GLFl），⃝
8 一次/ ⃝
10 二次蓋ボルト（合金鋼 SNB23-3），⃝
3側⃝4 底部/ ⃝
7 蓋部中性子遮蔽材（レジン），⃝
12 上部/⃝
13 下部トラニオン（ステンレス鋼 SUS630），⃝
11 バスケット（バスケット部/⃝
プレートはアルミニウム合金，中性子吸収材はほう素添加アルミニウム合金），四角の白抜き部は商業機密のため非公開

図 3: 乾式キャスクの金属ガスケットの構造 [2] と閉じ込め境界 [16]7

表 1: むつ市リサイクル燃料備蓄センターで計画されている金属製乾式キャスクの仕様 ∗1 [24]
ＢＷＲ用キャスク
ＰＷＲ用キャスク大型（タイプ 1, 2, 2A）
中型
全長

約 5.4m

約 5.4m

約 5.1m

外径

約 2.5m

約 2.4m

約 2.5m

全質量

約 119t

約 116t

約 113t最大収納体数52 体（左同 9.4tU）
16.9kW（1.8kW/t）

貯蔵燃料仕様最高燃焼度
冷却期間

69 体（0.18tU/体で 12.5tU）
12.1kW （0.97kW/t）
8×8 燃料（タイプ 1）
2.9 万 MWd/t
18 年以上21 体（0.45tU/体で 9.5tU）
13.9kW （1.5kW/t）
17×17 燃料 (3.9 万 MWd/t 型)A 型
3.6 万 MWd/t
15 年以上

貯蔵燃料仕様
最高燃焼度
冷却期間

新型 8×8 燃料（1, 2A）
4.0 万 (1), 3.4 万 (2A)MWd/t
18(1), 24(2A) 年以上

貯蔵燃料仕様
最高燃焼度
冷却期間

新型 8×8 ジルコニウムライナ燃料
4.0 万 MWd/t
18 年以上同左
4.0 万 MWd/t
8 年以上

17×17 燃料 (4.8 万 MWd/t 型)A 型
4.8 万 MWd/t
15 年以上

貯蔵燃料仕様
最高燃焼度
冷却期間

高燃焼度 8×8 燃料（2A）
4.0 万 MWd/t
18 年以上同左
5.0 万 MWd/t
8 年以上

17×17 燃料 (4.8 万 MWd/t 型)B 型
4.8 万 MWd/t
20 年以上最大崩壊熱量17×17 燃料 (3.9 万 MWd/t 型)B 型
3.6 万 MWd/t
20 年以上*1： 「全質量」には集合体の重量が含まれる．
「冷却期間」は「原子炉から取り出して金属キャスクに収納するまでの期間」，
集合体数からウラン重量 tU と kW/t への換算は，米国の試算例に従って行ったが，2kW/t 未満に制限されていることがわかる．

一次蓋の間にも金属ガスケットが挟まれています．

だから，原子炉から取出した直後の熱い使用済

このため，「一次蓋とカバープレートおよびこれら

燃料は乾式キャスク貯蔵できないのです．なぜなに取り付けられた金属ガスケット」が実際の閉じら，キャスクに収納された途端に溶融事故を起こ

込め境界になっています．これらのどこかで漏洩してしまうからです．そのため，乾式キャスクへが起きると圧力センサで検出されるわけですが，収納できる使用済燃料には表 1 のように厳しい条

こうなると，二次蓋が健全でも，キャスクからの件が設定されています．

放射能漏洩は避けられません．三菱重工は「キャ

表 1 の最大崩壊熱量をみると，BWR 用キャス

スク本体内部を負圧に維持するとともに，蓋間空

クで 12.1kW ないし 16.9kW，PWR 用キャスクで間の圧力を正圧としているので，キャスク本体内

13.9kW です．収納される使用済燃料の重量から部の気体が外部に流出することはない」[16] とし崩壊熱の発熱量を求めると，それぞれ，0.97kW/t，ていますが，それは短期間の話にすぎず，長期間

1.8kW/t，1.5kW/t となっています．このレベルに放置されれば放射能漏洩は避けられません．

まで崩壊熱を下げるため，それぞれ，プール貯蔵

2.2

で 18 年ないし 24 年以上1 ，8 年以上，15 年ないし自然空冷できないものは収納できない

20 年以上冷却することになっています．

収納された使用済燃料から出る崩壊熱は，熱輻「最高燃焼度」が高いほど使用済燃料の超ウラ

射やバスケットを介した熱伝導で炭素鋼製の胴へ

ン元素の割合が高くなって崩壊熱が下がりにくく

伝わり，中性子遮蔽材（エポキシ系レジン）の間なり，一定のレベルまで下げるにはプールでの冷に設置された 32 本の銅製伝熱フィンを介して外却期間が長くなります．100 万 kW 級原発では熱効

筒へ伝わります．外筒は周りの空気によって自然率がほぼ 1/3 なので熱出力ではほぼ 300 万 kW に

空冷されます．これを「乾式キャスク貯蔵」とい1

数十年前は燃焼度も 3 万 MWD/t 程度と低く，原子炉取出後のプール貯蔵期間も当然長くなっており，表 1 の BWR用キャスク（タイプ 2A）で，燃焼度が 3.4 万 MWD/t と低いにもかかわらず，冷却期間が 24 年以上と長くなっているのは，対象となる使用済燃料がこの条件を満たせるからであり，それだけ安く設計できるからにほかならない．

い，「プール貯蔵」のように水を循環させて熱交換器で強制的に冷やす装置は一切ありません．つまり，乾式キャスクに収納された使用済燃料は，いわゆる「自然空冷」の状態に置かれるのです．

8

なりますが，1,000 日 (d) 運転すると総熱量は 300

鋼およびレジン層を厚くするしかありませんが，

万 MWd（1M=1,000k）になります．核燃料 100t でより高価になります．つまり，キャスクの遮蔽設

300 万 MWd とすると，1t 当りでは 3 万 MWd/t の計基準は経済性を考慮して電力会社や原子力メー

燃焼度になります．核燃料のウラン濃縮度を高め

カーの意向を反映させたものと言えるのです．放てトン当りの発熱量を高めると高燃焼度になり，射線当量率が高いところは，「トラニオン」（図 2

最近では 5.5 万 MWd/t の高燃焼度燃料が使われての「C」の部分）というキャスク吊上用突起物の周いますが，これでは燃焼度が高すぎて表 1 のキャ

辺で，とくに中性子線量が高くなっています3 ．とスク仕様の対象外です．

いうのも，図 2 で明らかなようにトラニオン部に2.3

は，強度を保つため，周囲に中性子遮蔽材レジン

崩壊熱が高いとキャスクが高価になるを配置できないからです．胴部より頭部や底部の一般に，崩壊熱が 2〜3kW/t 以下にならないと軸方向の線量当量率が高くなるのですが，これは空冷できないため，少なくとも 5〜10 年はプール

使用済燃料集合体構造材の放射化によるコバルト

で冷却しないと乾式キャスク貯蔵できないとされ60(Co-60) の出すガンマ線が軸方向には遮蔽されていますが，5 年程度の冷却では，崩壊熱が 3kW/t

にくいためです（線源強度については巻末注 1 参照）．

のレベルにあって高すぎるため，キャスクに収容

他方，中性子遮蔽材レジンは，温度が高いと，時できる使用済燃料集合体数が少なくなる一方，放間とともに熱分解が進み，レジンの総量が減り，中射線遮蔽のために炭素鋼やレジンを厚くする必要

性子遮蔽能力が低下します．また，熱分解で生成がでてくるなど，経済的ではありません．そのた

される水4 は胴や外筒の炭素鋼を内側から全面腐食

め，表 1 のように「最大崩壊熱量」を 2kW/t 以下

させ，キャスクの強度低下やガンマ線遮蔽能力をに抑え，そのための冷却期間を 10 年以上に設定し低下させます．
三菱重工は「中性子遮蔽材レジンの質量減損量ているのです．冷却期間が長いほど崩壊熱が下がは，使用環境温度 140 ℃，設計貯蔵期間 60 年でりますので，キャスクも経済的になります．

2%，余裕を加えて 2.9%であり，生成される水に

2.4

キャスク表面で 2mSv/h まで許容

よる炭素鋼の減肉量は約 1mm 程度」[16] と評価していますが，図 5 のように「第 3 図

乾式キャスクの経済性には，キャスク表面から出中性子遮蔽

る放射線の遮蔽基準も関係してきます．現行の設計

材の重量減損データ」[17] は白抜きになっていて基準は，キャスク表面で 2mSv/h(2,000µSv/h)，表面

確認することができません．レジンの温度環境のから 1m 離れた位置で 0.1mSv/h(100µSv/h) になっ違いによる重量減損率と経過時間の関係は，開放ていて，三菱重工製キャスクの遮蔽解析結果も図

系では図 6 のように減損式と実験データの整合性

4 のように，最高線量当量率は表面で 1,511µSv/h，を確認できますが，閉鎖系では三菱重工がデータ

1m 離れた位置で 77.8µSv/h と基準値ギリギリです．

を公開していないため，減損式（三菱重工業は原子

その結果，乾式キャスクへの使用済燃料装荷作業

力安全基盤機構の閉鎖系減損式を引用している [4, 17]）における労働者被曝は無視できないほど高くなるとの整合性を確認できないのです．他方，三菱重と言えます．国内の自然放射線は 0.02〜0.08µSv/h

工が中性子照射による差はないと示した実験デー

程度2 ですので，キャスク表面はその数万倍，1m

タは図 7 左側のように公開されていますが，右側離れた位置でも数千倍になります．遮蔽設計基準3
主な中性子発生源は，超ウラン元素が自然崩壊時に放出する α 線をキュリウム 242（Cm-242）が捕獲して中性子を放出する (α, n) 反応です．カリフォルニウム 252（Cf-252）な
どが自発核分裂で放出する中性子線もあります．三菱重工によれば，設計貯蔵期間 60 年の中性子照射量はキャスク胴で6.1 × 1014 n/cm2 ，中性子遮蔽材レジンで 1.4 × 1014 n/cm2 です．原子炉運転時の照射量 1022 n/cm2 と比べると 1,000 万分の 1 程度ですが，ほんの一部でも人体には極めて危険です．
4
中性子遮蔽材エポキシ系レジンの熱分解による生成物は
水が約 94wt%，二酸化炭素が約 4wt%，エタン・アセトン等の炭化水素類，水素がそれぞれ約 1wt%程度である [9]．

がこれより厳しく設定されると，「最大収容体数」を減らすか，「最大崩壊熱量」を下げる（冷却期間をより長くする）か，胴・外筒や蓋・底部の炭素2

原子力規制委員会が毎日公表している全国のモニタリ
ング測定値によれば，福島事故影響県を除く全国主要都市の 2019 年 1 月末現在の地上 1m 高さの線量推定値は 0.02〜
0.08µSv/h 程度で，福島市は依然として 0.13µSv/h と高く，事
故前 0.04µSv/h の 3〜4 倍である．

9図 4: 三菱重工製 MSF-21P 型キャスクの遮蔽解析による最大線量当量率 [µSv/h][16]： キャスク表面では，
2mSv/h（2,000µSv/h）以下の基準に対し，側部 1,511.0µSv/h，頭部軸方向 284.0µSv/h，底部軸方向 230.3µSv/h．表面から 1m
離れた位置では，100µSv/h 以下の基準に対し，側部 77.8µSv/h，頭部軸方向 55.0µSv/h，底部軸方向 49.8µSv/h となっている．
℃から 10 ℃上がるごとに重量減損率が 0.5%ずつ高まりますので，レジンの重量減損率は温度環境の影響を大きく受けることがわかります．収納されている使用済燃料の被覆管が長期貯蔵中に破裂・崩壊すれば内部温度が高まりますし，火山灰や火砕流などで外部環境の温度が上がれば，レジン温度も高まり，重量減損率が高まるのは避けられません．ところが，原子力規制委員会の審査ガイド
では，プール貯蔵から乾式貯蔵への移行は安全側になるので火山の立地評価は不要とされているのです [5]．自然空冷の乾式キャスクには強制冷却装
置がないことを失念しているとしか思えません．

2.5

キャスク費が乾式貯蔵の経済性を左右

乾式貯蔵では，キャスク費がその経済性を左右します．むつ市リサイクル燃料備蓄センターを念図 5: 三菱重工が非公開にした「第 3 図 中性子遮蔽材の重量減損データ」[17]： （注 2）に記載されているレジンの重量減損式は原子力安全基盤機構による閉鎖系
減損式 [4] と一致するが，データとの整合性を確認できない．

頭に，5,000t 貯蔵コストをプール貯蔵と乾式貯蔵で比較したのが表 2 です．プール貯蔵ではプールなどの建設費が高く，プール水の循環・熱交換・の三菱重工が引用している原子力安全基盤機構の浄化等に要する操業費も高くつきますが，乾式貯減損式とは整合しません．また，部分的に公開され蔵では，「自然空冷で放置」が基本のため監視以外ている実験データもせいぜい 1 年未満であり，設に操業費はほとんどかからず，建設費もわずかで，計貯蔵期間 60 年の実験データは存在しないのでキャスク費が貯蔵費の大半を占めます．言い換えす．つまり，三菱重工の「中性子遮蔽材レジンのると，乾式貯蔵施設を誘致しても，地域産業育成

重量減損率は 2.9%，炭素鋼の腐食は 1mm」とのにも雇用にもつながらず，危険なものを置いてお主張は裏付けデータがなく，その妥当性を確認す

くだけになります．しかも，キャスクは少しずつる術がないのです．

設置されていきますので，固定資産税も徐々に伸びるだけで，プール貯蔵の場合ほど地域財政へのさらに，図 7 左側の重量減損式から温度が 14010図 6: 中性子遮蔽材エポキシ系レジン（開放系）の経年変化による重量減損率の変化 [15, 4]：左図は電気炉に外部から乾燥空気を連続供給し加熱温度 170 ℃で内部温度を一手に保持した場合で中性子線照射量は 3.9×104 Gy だが，放射線照射の有無で重量減損率に差はない；右図は原子力安全基盤機構による開放系の重量減損式で，左図実験データとほぼ整合

図 7: 中性子遮蔽材エポキシ系レジン（閉鎖系）の経年変化による重量減損率の変化 [17]：左図は三菱重工
が中性子照射によるレジンの重量減損率への影響を調べたものだが，右図の閉鎖系の温度環境の違いによる重量減損式（三菱重工は原子力安全基盤機構による閉鎖系減損式 [4] を引用）とは不整合，同式に対応する重量減損データ [16] は非公開で比較不能

ではなく乾式貯蔵を選ぶのです．決してプール貯寄与はありません5 ．
図 8 は，使用済燃料 1t 当りのコストを貯蔵規模

蔵より乾式貯蔵の方が安全だからではありません．

別に比較したものですが，乾式貯蔵の場合には貯乾式貯蔵の経済性を左右するキャスク費は，収蔵規模によらず 3,100 万円/t 程度です．ところが，納する使用済燃料の崩壊熱や放射線遮蔽基準だけ

プール貯蔵では，5,000t 規模でも 1.7 倍の 5,200 万でなく，設計貯蔵期間にも影響されます．原子力円/t と高く，貯蔵規模を 1 万 t に増やしても 1.3 倍規制委員会の審査ガイド（案）6 には，「設計貯蔵の 4,000 万円/t にしか下がりません．だから，電力

期間は，当該設計貯蔵期間中の（輸送・貯蔵）兼会社は使用済燃料中間貯蔵施設としてプール貯蔵用キャスクの安全機能を評価するに当たり，材料
及び構造の経年変化の考慮を行うための前提条件

5

使用済燃料貯蔵施設に対する電源三法交付金 [13] は「核燃料サイクル施設交付金相当部分」から建設段階（着工〜操業開始年）で 50 万円/t ×貯蔵容量 [t]，操業段階（操業開始
翌年〜終了）で 62.5 万円/t ×実績貯蔵量 [t] を上限として立地市町村に毎年交付され，立地都道府県（隣接市町村への交付額を含む）にも同額を上限として交付されます．貯蔵容量
5,000t では，建設段階で 25 億円/年，操業段階でキャスク 1
基（約 10t）当り約 625 万円/年，500 基で 31 億円/年になります．伊方の 1,200 体 (約 500t) 貯蔵施設では，それぞれの
1/10 に留まります．

となる」[5] と明記されています．三菱重工製乾式
キャスクの設計貯蔵期間は 60 年ですが，これを超えて貯蔵される場合の安全性は保証されず，「経年変化」を無視できないのです．60 年を超えて貯
62018.12.6〜2019.1.4 にパブリックコメントが募集されたが，2019.2.22 現在，未だに結果が公表されていない．

11

表 2: 5,000t 級使用済燃料貯蔵施設費用比較 [12]∗1
費用［億円］

プール貯蔵

乾式貯蔵

資本費

1,561
1,328
100
133
1,395
41
2,997

1,310
105
1,195
10
238
60
1,608

［内訳］建設費
キャスク費
解体・処分費

操業費
輸送費
合計

3

「プール貯蔵より安全」は本当か

3.1

乾式貯蔵は「自然空冷」が条件

使用済燃料貯蔵プールでプール水がなくなった
ときに破滅的な原子力災害がもたらされることは，
福島第一原発事故で誰の目にも明らかになりまし
た．関東地方全域を覆う 250km 圏内から避難を余儀なくされ，首都機能が完全に破壊されるという*1：むつ市リサイクル燃料貯蔵センターを念頭に，着工〜解体・処分の 54 年間（10 年間で順次搬入後，40 年貯蔵，10 年
間で順次搬出，計 50 年操業）にわたる費用の各年度単純加算値（現在価値換算した評価結果は図 8），乾式貯蔵のキャ
スク費は 2.4 億円/基，約 10t/基と想定（BWR 用 284 基×57
体 (約 10t)/基，PWR 用 214 基× 24 体 (約 10t)/基，合計 498
基，5,000t； BWR:PWR=55:45 は発電容量比）．プール貯蔵のキャスク費は使用済燃料輸送用のキャスク 40 基相当分．

国家破滅の現実的な危険が迫っていたからです．
福島第一原発 1〜3 号炉で炉心溶融事故が起きた際，定期点検中だった 4 号炉の使用済燃料プー
ルでは，プール水がなくなって使用済燃料が溶融する恐れがありました．4 号炉では，事故の 2ヶ月前に原子炉からプールへ炉心燃料 548 体が移され，
計 1,331 体もの使用済燃料が冷却中でしたので，この危険は現実的なものでした．このときの印象が余りにも強かったため，「使用済燃料のプール貯蔵は危ない！乾式キャスク貯蔵のほうが安全だ！」という主張が広がったのだと思います．
しかし，「プール貯蔵から乾式キャスク貯蔵へ移行した方が安全だ」という主張は間違いです．
原子炉停止直後の炉内核燃料の崩壊熱は 2,200

kW/t と極めて高く，あっという間に溶融してしま
います．そのことは福島第一 1〜3 号炉で実証され

図 8: 使用済燃料貯蔵施設の規模別コスト比較 [12]（割引率 5 ％で 1998 年価値へ換算した「着工〜解体・処分の54 年間にわたる費用」．割引率 0〜10 ％でも比較した結果，5 ％のときに総費用が最小になる．表 2 の単純加算値の場合と比べて，プール貯蔵費と乾式貯蔵費の比は小さくなる．
）

ました．4 号炉の原子炉からプールへ移された使用済燃料 548 体は原子炉停止から 2ヶ月経っていましたが，崩壊熱は依然として 40〜50kW/t と高く，プール水がなくなれば溶融してしまいます．

蔵することが避けられなくなったらどうするので

この熱い使用済燃料を乾式キャスク貯蔵へ移せ

しょう．審査ガイド（案）にはその指示はありまばどうなるでしょう．すでに述べたとおり，乾式

せん．原発とは異なり，乾式貯蔵はそもそも「自キャスク貯蔵は「自然空冷」による保管ですので，然冷却で放置」ですので，「操業停止命令」を出し

まさに「プール水が完全になくなった状態」と同ても無意味です．キャスクの交換やプール貯蔵へ

じです．4 号炉で溶融事故の恐れがあった熱い使の変更を命令するしかないのですが，これらは想用済燃料をこのような状態に置けば，たちまち溶定されていません．

融してしまいます．だから，熱い使用済燃料は乾式キャスク貯蔵へ移せないのです．

キャスクの遮蔽基準や設計貯蔵期間を長くすれば，キャスク費は高くなります．設計貯蔵期間をプールの中で 5〜10 年程度冷やすと，図 9(a) の超えた場合の対策も考慮すると，さらに高くなりように崩壊熱は 2〜3kW/t 程度へ下がり，乾式キャます．したがって，安価な乾式貯蔵費は，緩い遮

スクへ移せるようになります．この崩壊熱のレベ

蔽基準や限定された設計貯蔵期間によって見かけ

ルは表 3 のように成人男性の発熱量 2〜3W/kg と上安価になっているだけであり，放射線防護のた

ほぼ同程度です．この人肌程度の発熱量になれば，めの設計基準を厳しくすれば高くなるのです．

水がなくても自然空冷が可能になります．乾式キャ12表 3: 人体の発熱量 [W/kg][31, 26]∗1
年齢
男性の発熱量女性の発熱量［歳］ 身体活動レベル 身体活動レベル
1 〜2
4.4 5.1 5.9 4.4 5.1 5.8
3 〜5
4.0 4.7 5.3 3.8 4.4 5.1
6 〜7
3.2 3.8 4.3 3.1 3.6 4.1
8 〜9
3.0 3.5 3.9 2.8 3.2 3.7
10〜11 2.7 3.2 3.6 2.5 2.9 3.4
12〜14 2.3 2.6 3.0 2.1 2.5 2.9
15〜17 2.0 2.3 2.6 1.8 2.1 2.5
18〜29 1.7 2.0 2.3 1.6 1.9 2.1
30〜49 1.6 1.9 2.2 1.6 1.8 2.1
50〜69 1.6 1.8 2.1 1.5 1.8 2.0
70 以上 1.6 1.8 2.1 1.5 1.7 2.0

3.3

乾式貯蔵でプール事故の危険が高まる

使用済燃料が熱いうちは乾式貯蔵へ移せないため，乾式貯蔵でプール事故の危険をなくすことはできません．使用済燃料が人肌程度の発熱量にまでよく冷えた段階では，プール貯蔵と乾式貯蔵とで使用済燃料溶融事故の危険性に大差はありません．では，なぜ，使用済燃料を乾式貯蔵へ移そうとするのでしょうか．そうしないと，プールが満杯になって燃料を交換できず，原発を運転できな
くなるからです．
よく冷えた使用済燃料に関する限り，乾式貯蔵*1：「身体活動レベル」は生活パターンによって 3 段階に分類されている [14]．
「低い（1.5）」は，生活の大部分で座っており（=座位），（デスクワークなど）静的な活動が中心の場
合，「普通（1.75）」は，座位中心の生活だが，仕事で立ったりすることもあり，あるいは通勤，買い物，家事，軽いスポー
ツをすることが含まれる場合，「高い（2.0）」は，仕事で移動することや立っていることが多い場合，あるいは日常的にスポーツや活発な活動を行う習慣がある場合．

とプール貯蔵とで危険性に大差はないのですが，乾式貯蔵が進むとプール事故の危険が減るどころ
か，プール事故の危険が高止まりになります．なぜなら，使用済燃料がプールから乾式貯蔵へ移されるとプールが空いて燃料交換が可能になり，原発の再稼働と運転継続が促される結果，炉心溶融事

スクには特別な冷却装置も空調もなく自然空冷の故など原発重大事故の危険が続くだけでなく，定まま放置されますので，この状態にならないとキャ期点検ごとに炉心からプールへ「熱い，熱い使用

スクへ入れられないのです．このように自然空冷済燃料」が移されてプール水喪失による使用済燃可能な状態になれば，プール貯蔵と乾式貯蔵とで料溶融事故の危険が高まるからです．

使用済燃料溶融事故の危険はほとんど変わらない

また，プルサーマルが実施されると，原発重大と言えます．

3.2

事故の危険が一層高まるだけでなく，使用済 MOX
燃料がプールでの溶融事故の危険を一層高めるこ

高温では中性子遮蔽材の熱分解が進むとになります．

実際の乾式キャスクでは，単に自然空冷可能か

使用済 MOX 燃料の場合には，2〜3kW/t の人肌

どうかだけではなく，設計貯蔵期間 60 年にわたる程度になるまでには，5〜10 年ではなく，図 9(b)強度，閉じ込め性能，放射線遮蔽性能と経済性がのように，30〜90 年のプール冷却を必要とします．

問われます．たとえば，中性子遮蔽材レジンの熱

原発の寿命を超えてプールで冷やし続けなければ分解速度は図 7 のように温度次第で大きく変わりならないのです．使用済燃料がプールから出ていっます．崩壊熱が高すぎると 60 年の貯蔵期間中にレても，再処理されてプルサーマルが実施されれば，ジンの熱分解が進んでレジンの質量が減るととも

必ず，一層厄介な使用済 MOX 燃料となってプーに，生成される水で炭素鋼が内側から全面腐食す

ルに戻ってきます．この使用済 MOX 燃料によっるため，放射線遮蔽性能が落ちてしまいます．だて，プール水喪失による使用済燃料溶融事故の危から，表 1 のように，プールで 15〜20 年以上冷険がより長期間続くことになるのです．それだけやして崩壊熱を 2kW/t 未満へ十分引き下げてからではなく，使用済 MOX 燃料は六ヶ所再処理工場

キャスクへ収納する設計になっているのです．表では再処理できず，「高速炉の実用化を前提にした

1 の BWR 中型キャスクでは，冷却期間が「8 年以第 2 再処理工場で再処理される計画」ですが，高上」と比較的短く，崩壊熱が 1.8kW/t 程度にやや高速炉の実用化が 21 世紀後半以降へ延期された今，まるため，最大収納体数を減らさざるをえず，大この計画は根拠のない幻，単なる虚構と化してい型キャスクより経済性が劣ることになります．

ます．まさに，プールでの「永久貯蔵」が運命づけられているのです．

13

図 9: 使用済ウラン燃料と使用済み MOX 燃料の崩壊熱の比較 [10]：「全崩壊熱」は「核分裂生成物 (FP) の崩壊
熱」と「超ウラン元素 (アクチニド) の崩壊熱」の和になる．(a) 使用済ウラン燃料と (b) 使用済 MOX 燃料で，FP 崩壊熱はほとんど変わらないが，(b) のアクチニド崩壊熱は (a) より 1 桁ほど大きい．そのため，6 万 MWd/t の使用済ウラン燃料では 5〜
10 年のプール冷却で崩壊熱が「乾式貯蔵可能な 2〜3kW/t」まで下がるが，使用済 MOX 燃料では 30〜90 年もかかる．
プール貯蔵の危険をなくすには，原発を動かさ進めようと，政府や電力会社が躍起になっている

ないこと，そのことによって熱い使用済燃料のプーのでしょうか．

ルへの供給を止めることです．また，プルサーマ

それには 3 つの理由があります．

ルを中止させ，使用済 MOX 燃料を生み出させな

第 1 に，日本の原発では，「使用済燃料を再処理いことです．原発を動かさなければ，プール内のしてプルトニウムを抽出し，ウラン・プルトニウ

使用済燃料はすべて冷えていき，カルデラ噴火等

ム混合酸化物燃料（MOX 燃料）に加工し，高速増による火砕流や航空燃料を満載した航空機墜落な

殖炉の燃料として用い，炉心の MOX 燃料や劣化

どの場合を除いて，溶融事故の危険はほとんどな

ウランのブランケット燃料でプルトニウムを増殖くなります．

し，これらを再処理してプルトニウムを抽出する

このように，使用済燃料の乾式貯蔵立地阻止はという核燃料サイクル」を無限に回すことが大前

原発再稼働阻止と一体であり，乾式貯蔵を認めれ提にされ，使用済燃料はすべて再処理工場へ搬出

ば原発再稼働やプルサーマルに手を貸すことになすることになっているため，プールの貯蔵容量はり，福島事故で明らかにされた炉心溶融事故やプー

元々小さかったのです．

ル水喪失による使用済燃料溶融事故の危険を高め

たとえば，表 4 のように美浜 1 号では 3.2 回でることになるのです．

4

使用済燃料中間貯蔵は何のためか

4.1

再処理工場への搬出が前提だった満杯になり，高浜 1·2 号では 4.1 回，大飯 1·2 号では 7.0 回，敦賀 1 号では 5.3 回で満杯になります．
福島第一 1〜6 号でも 5.2 回の燃料交換でプールが満杯になります [7]．ところが，そうならずに済んだのは，表 5 のように，1973〜1998 年に英仏再処

ではなぜ，プールが満杯になって原発を運転できない事態が迫ってきているのでしょうか．なぜ，
これほどまでに乾式キャスクによる中間貯蔵施設

理工場へ 7,138tU，1977 年以降は東海再処理施設
へ 1,020tU，1999 年 12 月以降は六ヶ所再処理工場
へ 3,344tU を搬出してきたからです．しかし，英仏の立地やむつ市中間貯蔵施設の操業・資本参加を再処理契約は終了し，東海再処理施設は閉鎖され，

14

表 4: 福井県内原発の貯蔵容量増強前後の管理容量とプール満杯までの燃料交換可能回数 [3]∗1
発電所名1996 年 3 月末時点（容量等は集合体数 [体]）2000〜2001 年増強後 [体]

１炉心

１取替分

貯蔵容量

管理容量

満杯回数

貯蔵容量

管理容量

満杯回数

121
121
157
157
157
157
157
193
193
193
193
308
193

40
40
52
52
52
52
52
64
64
64
64
77
64

288
555
424
424
424
1188
1188

127
394
215
215
215
979
979

3.2
9.9
4.1
4.1
4.1
18.8
18.8

288
555
1118
424
424
1188
1188

127
394
909
215
215
979
979

3.2
9.9
17.5
4.1
4.1
18.8
18.8

704

447

7.0

704

447

7.0

974
974
790
987

717
717
405
730

11.2
11.2
5.3
11.4

2129
2129
1217
1734

1872
1872
832
1477

29.3
29.3
10.8
23.1

美浜 1 号
美浜 2 号
美浜 3 号
高浜 1 号
高浜 2 号
高浜 3 号
高浜 4 号
大飯 1 号
大飯 2 号
大飯 3 号
大飯 4 号
敦賀 1 号
敦賀 2 号

共用化考慮

10.8

11.5

16.4

16.4

*1：管理容量＝貯蔵容量− 1 炉心−１取替分で，燃料交換毎に 1 取替分が増え，管理容量に達すると満杯（燃料交換不能）になる．大飯 1・2 号のプールは共用であり，管理容量はいずれか片方の燃料交換を考慮した値になる．敦賀 1 号は BWR で 1/4取替，敦賀 2 号は PWR で 1/3 取替で，炉型は違うが敦賀 2 号には 1·2 号用の共用ピットがある．プール共用化を考慮した満杯
回数（燃料交換可能回数）は，管理容量の合計を 1 取替分の合計で割った値であり，プール共用炉の平均的な満杯回数になる．

表 5: 2012 年 3 月末現在の使用済燃料の搬出・再処理・貯蔵量 [tU][6]了に伴って，1997 年頃から切迫度を増し，貯蔵容

合計量の少ない初期炉と貯蔵容量を増やした増設炉と

2,945
4,193
1,020
425
2,919
14,286
4
25,791の使用済燃料貯蔵プールの共用化，空ピットへの

仏再処理工場
英再処理工場
東海再処理施設
六ヶ所再処理工場
同 プール貯蔵量
原発サイト貯蔵量
試験用に搬出

合計

GCR
0
1,510
0
0
0
0
0
1,510

BWR
1,279
1,866
644
219
1,464
8,050
2
13,523

PWR
1,666
817
376
206
1,455
6,236
2
10,758

この使用済燃料問題は，英仏との再処理契約終

使用済燃料貯蔵用ラック設置による貯蔵容量増強（大飯 3·4 号の B ピット），共用プールの増設（福島第一），プール内で使用済燃料集合体の配置間隔を狭めて貯蔵容量を増やす「リラッキング」，乾式キャスクによるサイト内試験貯蔵（福島第一と東海第二）7 などでサイト内の貯蔵容量が増やされま

注：六ヶ所再処理工場は，2006 年以降アクティブ試験（再処理）を実施，2014 年以降適合性審査中．

した．しかし，それも限界に達し，1998 年の「総合エネルギー調査会原子力部会中間報告−リサイ

六ヶ所再処理工場は認可がおりないまま，同貯蔵

クル燃料資源中間貯蔵の実現に向けて−」[28] で，プールはすでに満杯でこれ以上搬入できず，原発

サイト外に中間貯蔵施設を立てる方針が打ち出さ

サイト内には 14,286tU（2012.3 現在）があふれかれ，「2010 年に 6,000tU，2020 年に 15,000tU」の目えっているのです．

標が立てられましたが，青森県むつ市のリサイク

第 2 に，高速増殖炉開発が破綻し，高速炉実用

ル燃料備蓄センター（最終 5,000tU）8 以外に候補化までのつなぎにすぎなかった「軽水炉で MOX

地は出ていません．同センターも「貯蔵建屋毎に燃料を燃やすプルサーマル」も進まず，核燃料サ

50 年，キャスク毎に 50 年」の制限付きで，地元イクルが回らなくなったからです．さらに，福島

7

事故で六ヶ所再処理工場の適合性審査に認可が下りず，たとえ認可が下りても，47 トンもの余剰プ
ルトニウムを保有したままでは操業できず，原子力委員会が 2018 年 7 月にプルサーマルで消費される程度にしか操業させない方針へ転換したため，使用済燃料を再処理工場へ搬出できなくなっているからです．

15

福島第一では，貯蔵容量は「37 体/基が 12 基，52 体/基が 8 基の計 20 基」だが，実数はそれぞれ 4 基と 5 基の計 9 基
で，2011.3 に津波被災．東海第二では，貯蔵容量は「61 体/
基が 24 基」だが，実数は 15 基と空キャスク 2 基の計 17 基で，残り 7 基を今後貯蔵する計画
8
東京電力 80%，日本原電 20%出資の「リサイクル燃料貯蔵株式会社」が建設・運営し，１棟目 3,000t，2 棟目 2,000tU，
最終 5,000t（東京電力 4,000tU，日本原電 1,000tU）の使用済
燃料を貯蔵するが，棟ごとの使用期間は 50 年，キャスクごとに最長 50 年間貯蔵となっている．貯蔵建屋は 2010 年 8 月に着工し 2013 年 8 月に竣工したが，福島事故を受けて適合性審査中．

表 6: 2018 年 9 月末現在使用済燃料貯蔵量, 管理容量 [tU], プール満杯までの燃料交換回数 [1]∗1
発電所名北海道電力 泊
東北電力 女川

東通
東京電力 福島第一

福島第二
柏崎刈羽
中部電力 浜岡
北陸電力 志賀関西電力 美浜
高浜
大飯
中国電力 島根
四国電力 伊方
九州電力 玄海川内
日本原電 敦賀
東海第二
合計2018 年 9 月末管理容量・貯蔵量 [tU]
１取替分 管理容量 貯蔵量

１炉心

170
260
130
(580)
(520)
960
410
210
70
290
180
100
70
230
150
90
130
4,550

(a)
50
60
30
(140)
(120)
230
100
50
20
100
60
20
20
80
50
30
30
1,190

(b)
1,020
790
440
(2,260)(2,000)
2,910
1,300
690
760
1,730
2,100
680
1,080
1,130
1,290
910
440
20,890

(c)
400
420
100
(2,130)(1,120)
2,370
1,130
150
470
1,250
1,670
460
710
910
980
630
370
15,260

燃料交換可能回数

変更工事後燃料交換可能回数回数(b-c)/a
12.4
6.2
11.3
2.3
(1.7)
10.8
(14.5)(4.8)(7.2)(11.0)(18.5)
(2.8)
6.2
(9.3)
2.3

管理容量
(d)
2,920 21,700 3620 41,580 51,600 6510 722,220回数(b-c)/a
2.4
(5.7)
(7.5)
(43.5)
(8.6)
4.7

年換算
×16/12
16.5
8.2
15.1
3.1
(2.3)
14.4
(19.3)(6.4)(9.6)(14.7)(24.7)(3.7)
8.3(12.4)
3.1

年換算
×16/12
3.2(7.6)(10.0)(58.0)(11.5)
6.2*1：「1 炉心」と「1 取替分」は運転中の号機に限り，廃炉が決定された浜岡 1·2 号，美浜 1·2 号，大飯 1·2 号，伊方 1·2 号，島根 1 号，玄海 1 号，敦賀 1 号の分は含まれないが，廃炉検討中の女川 1 号と玄海 2 号の分は含まれている．福島第一と福島第二（東京電力が廃炉方針を打ち出して廃炉時期等を検討中）は事故炉も含めた全号機の参考値である．
管理容量は，「貯蔵容量から 1 炉心＋ 1 取替分を差し引いた容量」だが，運転終了プラントについては管理容量＝貯蔵容量とされ（福島第一と福島第二でも同様に管理容量＝貯蔵容量），廃止措置中のプールも運転中の他号機によって利用可能であるかのように集計されている．そのため，廃炉号機を含むサイトでは管理容量が見かけ上大きく見える．
「燃料交換回数」は，管理容量から使用済燃料貯蔵量を差し引いた余裕量を 1 取替え分で割って算出し，1 サイクル＝運転期間 13ヶ月
＋定期検査期間 3ヶ月との電気事業連合の仮定を用いて年換算したが，廃炉号機を含むサイトでは見かけ上大きく算出されてしまうので，括弧付で示した．四捨五入の関係で，合計値は，各項目を加算した数値と一致しない部分がある．
*2：柏崎刈羽 5 号については，使用済燃料貯蔵プールのリラッキング工事未実施だが，工事完了後に管理容量が少し増える．
*3：浜岡 4 号では，乾式貯蔵施設 400tU の設置申請中（2015.1 申請）*4：美浜 3 号では，基準地震動が大きくなったためリラッキング変更工事中だが，竣工後に貯蔵容量が 1,118 体から 809 体へ減り，管理容量も 309 体 (140tU) 減少し，600 体 (272tU) になる．上表の変更工事後の管理容量 620tU には廃炉になった
美浜 1·2 号の貯蔵容量 843 体（348tU）が含まれる．廃止措置方針によれば，美浜 1·2 号の使用済燃料 741 体（306tU）は
1·2 号プールに 591 体 (244tU)，3 号共用プールに 151 体（62tU）貯蔵されており，これらすべてを 1·2 号プールへ戻してもなお 1·2 号プールには 102 体分の保管余裕が生まれる．美浜 3 号の管理容量は 600 体だがこれを含めると実質的な管理
容量は 702 体（318tU）になる．上表の管理容量 620tU はこの考え方に基づいている，貯蔵量 470tU のうち 306tU が 1·2号分なので，164tU が 3 号の使用済燃料に相当する．したがって，燃料交換可能回数は 7.7 回（= (318 − 164)/20）になり，
上表の 7.5 回と符合する．同様に，大飯原発での 2018.6 末現在の貯蔵量/貯蔵容量は廃炉になった 1·2 号で 629 体/704 体，
3 号で 1,510 体/2129 体，4 号で 1,517 体/2129 体で，3·4 号の各 1 炉心 193 体，各 1 取替分 64 体を考慮すると，管理容量
は各 1,872 体となり，5.6 回，7.5 年で満杯になる．3·4 号には 1·2 号の 994 体が貯蔵されているが，1·2 号へ戻せるのは 75
体だけであり，これらを戻しても 6.2 回，8.3 年にしかならない（これらの値が上表の 7.2 回，9.6 年と一致しないのは 3·4 号の 1
取替分 128 体が 60tU に丸めてあるためである）．
*5：伊方 3 号では，乾式貯蔵施設 1,200 体 (500tU) の設置申請中 (2018.5 申請) だが，廃止措置計画では，2026 年度末までに 1号の 237 体を 3 号へ移し，2028 年度末までに 2 号の 316 体を 3 号または申請中の乾式貯蔵施設へ移すことになっている．
しかし，3 号の管理容量は 1,596 体，2018 年 9 月現在の貯蔵量は 1,105 体なので，1 号の 237 体が移されると，1,342 体になって，1 取替分 52 体では 4.9 回，6.5 年で満杯になる．つまり，2026 年度以降は運転できなくなる．仮に，2 号の 316
体を移せば，その時点で満杯になって運転停止になる．上表では，燃料交換可能回数が 18.5 回，24.7 年になっているが，これは廃炉になった 1·2 号の貯蔵容量を利用可能だと仮定しているためであり，現状を反映していない．
*6：玄海 3 号プール貯蔵容量 1,050 体のリラッキングによる 1,034 体 (470tU) 増強を 2010 年に申請したが，上表の変更工事後の管理容量 1,600tU はこの段階での評価である．その後，2019.1.22 に補正申請で「リラッキング 622 体増強＋乾式貯蔵
960 体新設＝ 1,582 体 (720tU) 増強」へ変更申請，認可されれば，3·4 号の管理容量は 3,622 体に増え，2018.12 末 3·4 号
貯蔵量は 1,666 体なので，1 炉心 193 体，1 取替分 64 体として，15.3 回，20.3 年に増える．これらがなければ，2.9 回，
3.9 年で満杯になる．
*7：東海第二では試験的に乾式貯蔵キャスクを貯蔵しているが，貯蔵容量 24 基に対し現状 17 基なので，7 基 (70tU) まで増やそうとしている．

では永久貯蔵への不安もあり，六ヶ所再処理工場

使用済燃料貯蔵問題の行き詰まりがますます明がほとんど操業できない中で，このまま貯蔵施設

白になる中，2015 年 10 月には最終処分関係閣僚会

がすんなり操業できるとは思えません．

議で「使用済燃料対策に関するアクションプラン」

16

が策定され，同年 11 月には経済産業省と電力会社

4.2による使用済燃料対策推進協議会が設置され，政廃炉と使用済燃料貯蔵の関係

第 3 に，廃止措置計画に沿って伊方 1·2 号のプー

府によるテコ入れが強化されていますが，遅々とルから使用済燃料が伊方 3 号の共用プールへ移送

して進まず，表 6 のように，再稼働した原発でプーされると，プールが満杯になって伊方 3 号の燃料交ルが満杯になる時期が迫っているのが実情です．

換ができなくなるからです．伊方 1·2 号の廃止措置

たとえば，関西電力は「（福井県外で）2020 年頃

計画では，表 6 の*5 に詳述されているとおり，10に計画地点確定，2030 年頃に 2,000tU 規模で操業年以内にプールを空けてピット解体作業に入るこ開始」を掲げましたが，岩根関電社長が 2017.10.24ととされていて，これが計画通りに進むと，2026の第 3 回使用済燃料対策推進協議会で吐露したよ

年度以降は，伊方 3 号のプールが満杯になって運

うに，「消費地理解活動について原子力全般に関し転できなくなってしまうのです10 ．美浜 1·2 号やて延べ 32,000 回以上，うち中間貯蔵については延

大飯 1·2 号など他の廃炉原発の廃止措置計画では，

べ 6,800 回以上，自治体等への訪問説明を精力的に

表 6 の*4 に詳述されているとおり，プール内の使実施」してきたものの，具体的な進捗が全く見え

用済燃料の搬出期限を 20 年先までとしていて，伊ないというのです．困り果てた関西電力は，リサイ

方 1·2 号のような早期搬出は想定されていません

クル燃料貯蔵株式会社に出資して貯蔵容量を確保ので，これは伊方に特殊な事情だと言えます．

しようとしましたが9 ，むつ市から拒否され，八方

ちなみに，「原発が廃炉になれば，乾式キャスク

ふさがりになってしまいました．その結果，2017

による貯蔵が必要になるのでは」という意見も聴

年 12 月に大飯 3・4 号の再稼働条件として宣言してかれます．確かに，プールにも耐用年数がありまいた「2018 年中の福井県外立地点公表」ができなすので，プールの新設や乾式キャスクによる貯蔵くなったのです．当然ですが，福井県や関西を中が必要になるかも知れません．しかし，それを議心に全国から「再稼働条件に反したのだから原発論する場合には次の 4 つのことを良く検討しなけの運転を即刻中止せよ」との声が福井県知事や関

ればなりません．

西電力に集中しています．西川福井県知事は，関(1) 廃炉に伴う使用済燃料の貯蔵は「再処理のた

西電力の再稼働条件違反を「運転停止命令」で罰めの中間貯蔵」や「深地層処分までの中間貯するどころか，「2020 年までに決めればよい」と蔵」であってはならず，目に見える形で地上で軟化し，2019 年 1 月 31 日には世耕経産大臣と面管理し続けられる貯蔵でなければなりません．

接して「国がより積極的に関与して関西電力による県外立地を進める」よう援護射撃を求める始末(2) 廃炉に伴う使用済燃料の貯蔵施設が稼働中のです．福井県内であれ，県外であれ，中間貯蔵施原発の使用済燃料プールを空けるために使わ設ができれば，原発の運転が続けられ，原子炉とれてはなりません．この恐れがある場合にはプールでの重大事故の危険は高止まりになり，負乾式貯蔵施設の設置を認めてはいけません．

の遺産である使用済燃料が生み出し続けられるの(3) 乾式キャスクによる貯蔵は設計貯蔵期間を 100です．県民の安全を守るべき知事はこれこそ問題

年以上の超長期にし，キャスク劣化時の補修・にすべきです．関西電力は，知事の容認姿勢をい

取替を考慮した設計にしなければなりません．

いことに，福井県民に説明もせず，責任回避を決(4) 使用済燃料の崩壊熱が乾式キャスクの設計条

め込んでいます．関西電力は再稼働反対の国民の件を満たすまでプールで冷却しなければなら過半数の声に耳を傾け，原発の運転を中止し，使ない場合には，プールの補強やプールの新設・用済燃料をこれ以上生み出すのをやめるべきです．

増強を考慮しなければなりません．
10

表 6 では伊方の燃料交換可能回数は 18.5 回で，余裕があるようにみえるが，これは 1·2 号プールを 3 号も共用でき
るかのような電気事業連合会の非現実的な想定に沿って計算しているためである．現実には，1·2 号が 3 号プールを共用できるが，逆は許されておらず，表 6 の*5 に記載されている
とおり，3 号プール満杯の危機が迫っている．

9

リサイクル燃料備蓄センターは最終 5,000t 規模だが，1
棟目は 3,000t 規模で BWR 用乾式キャスクのみの貯蔵が申請されていて，ここに関西電力の PWR 用乾式キャスクを入れるとすれば，変更申請が必要になる．2 棟目の 2,000t 規模では敦賀 2 号の PWR 用キャスクも対象になると予想される．

17

(1) の [再処理のための中間貯蔵」は，再処理・しています．その上で，再処理や深地層処分など

プルサーマルを前提としていて，仏プルサーマル「保管終了後の扱いを予め確定せずに数十年から数では，使用済ウラン燃料 1,050tU の再処理で 10t の百年にわたる保管を念頭に置く暫定保管」を提唱

全プルトニウム11 が回収されて約 100t の MOX 燃

しています．当時の野田佳彦民主党政権は，討論料に加工され，これが使用済 MOX 燃料となりま型世論調査で国民の意見を集約し，2012.9.14 のエ

す [22]．使用済 MOX 燃料には超ウラン元素が使

ネルギー・環境会議（関係閣僚会議）で「2030 年

用済ウラン燃料より 10 倍多く，崩壊熱が下がりに代に原発稼働ゼロ」をめざす「革新的エネルギー・

くいなど取扱が非常に困難であることはすでに述

環境戦略」をまとめましたが，閣議決定しません

べたとおりです．再処理・プルサーマルを実施すでした．

れば，使用済燃料の量そのものは 11%程度へ減り

そのため，「原発ゼロ」は国策とはならず，2012

ますが，ガラス固化体が 1.25 本/tU，低レベル放年末の衆院選挙（野田政権の掲げた消費増税が争

射性廃棄物が 2.7m3 /tU 発生するとされていて12 ，点）で返り咲いた安倍自民党政権は「原発ゼロ政

使用済燃料の体積は 0.4〜0.5m3 /tU ですから，プ策」を破棄してしまったのです．この流れの中で 2

ルサーマルで放射能量が増える一方，体積で見て年後に出された日本学術会議の報告 [19, 20] では，も何倍にも放射性廃棄物が膨れあがり，取扱が一総量管理とは切り離された暫定保管の技術的検討

層難しくなります．再処理そのものも使用済燃料だけが進み，本末転倒になっています．2015 年のをせん断して中の放射能をすべて取出しますので，

提言 [21] では，「暫定保管の期間は原則 50 年」と放射性希ガスやトリチウムはすべて日常的に大気し，「その後 20 年以内を目途に処分場の建設を行や海へ放出されます．死の灰や超ウラン元素のなう」として，ガラス固化体だけでなく使用済燃料

どの詰まった放射性廃液の冷却に失敗すれば東日も含めた深地層処分を前提にした暫定保管へ転換

本が壊滅的な放射能災害に見舞われる危険もありし，暫定保管計画作成を原発再稼働の条件にすべます．再処理は最悪の選択であり，使用済燃料はきだとしています．これでは，再稼働で使用済燃

そのまま貯蔵管理し続けるしかありません．これ

料が無制限に生み出されるのを容認し，その「中以上生み出さないのが現世代の最低限の責任です．

間貯蔵施設」を確保しさえすればよいことになり

日本学術会議は 2012 年に，使用済燃料を含む高ます．総量管理は完全に無視され，国民的合意のレベル放射性廃棄物に関する「従来の政策的枠組

前提が崩されています．このような「暫定保管＝中みをいったん白紙に戻す覚悟で見直」し，「暫定保間貯蔵」施設の立地を許すことはできません．そ管と総量管理の 2 つを柱に政策的枠組みを再構築の意味で (2) の条件は不可欠です．

する」よう提言13 しています [18]．札束でほほをた(3) と (4) の条件は，「収納される使用済燃料のたいて受諾させる電源三法交付金による金銭的便

崩壊熱によって乾式キャスクの寿命が決まる」と

益供与は適切でないと批判し，最新の科学的知見

いう科学的事実に基づきます．現在設計されていを基盤に国民的合意を得るよう求め，そのためにる金属製乾式キャスクの設計貯蔵期間は 60 年ですは「原子力発電からの期限を区切った撤退」など

が，崩壊熱のレベルは表 1 のように 1.0〜1.8kW/tU「総量管理」政策を定めることが極めて重要だとのレベルであり，熱移動の計算でキャスク内部の温度を見積もっていますが，その通りに温度が低11軽水炉から回収されるプルトニウムは Pu239 や Pu241 などの核分裂性プルトニウムが 75%(PWR)，64%(BWR) 含ま
れ，Pu240 など核分裂しにくいプルトニウムも含めた全量を「全プルトニウム」と表す．日本が保有する 47t のプルトニ
ウムは全プルトニウムの量である．
12
六ヶ所再処理工場では使用済燃料 800tU 処理するとガラス固化体が約 1,000 本発生し，低レベル放射性廃棄物が2.7m3 /tU 発生するとされている．
13
日本学術会議は，2010 年 9 月に原子力委員会から「高レベル放射性廃棄物の処分に関する取組みについて」の審議依頼を受け，福島事故前 6 回，事故後 18 回の会合を経て，2012
年 9 月に回答を出し，この提言を行った．

く抑えられる保証はなく，キャスクの長期健全性を保証するための 60 年以上に及ぶ実験データもなく，さまざまな原因でキャスク内の温度が数十℃上がるだけで寿命が大幅に縮まります．この危険性を下げるには，プールでの冷却期間を伸ばして使用済燃料の崩壊熱を下げるしかありません．
最高燃焼度が 6 万 MWd/tU の場合，10 年冷却で18

表 7: 主要国の廃止措置進捗状況（2018.9 現在）[29]2.1kW/tU，50 年で 0.94kW/tU，100 年で 0.5kW/tU
して，崩壊熱を 1kW/tU 以下へ下げるのが望まし国名加

いと言えます．プール冷却は，水による放射線遮

基
数
6

仏

蔽14 を兼ねていて，崩壊熱が下がれば放射線の空独間線量率も下がり，燃料取扱作業や保管時の被曝日

線量を下げることができます．ここまで下げれば，

英

キャスク内の温度が一層低くなり，熱移動の条件

米が大幅に緩和され，温度が大きく上昇するリスク

計

12
29
22
30
35
134

ですので [10]，できれば 50 年以上プールで冷や

0
4
27
22
0
23
76

解体

更地

完了

長期
閉鎖

0
3
10
21
0
5
39

0
1
4
0
0
0
5

0
0
8
0
0
5
13

0
0
5
1
0
13
19

6
8
2
0
30
12
58

注：この他，露 7，スウェーデン 5，伊，ウクライナ，ブルガ
リア各 3 など 15 カ国 40 基を加えると廃止措置中は 174 基[8]．解体・撤去の「準備」は準備段階，「解体」は原子炉解体
段階，「更地」は更地化段階，[完了」は解体・撤去完了段階を意味し，日本の閉鎖 22 基には動力試験炉 JPDR，ふげん，もんじゅ，福島第一 1∼6 号は含まれるが，福島第二 1∼4 号と玄海 2 号は含まれない．閉鎖 134 基中 4 割強の 58 基が長期閉鎖で，日本以外では過半数が長期閉鎖を選択している．
加は，すべて重水炉 CANDU で，40〜80 年密閉管理後に解体・撤去の方針である．
仏は，第一世代炉 8 基（ガス炉 7，PWR1）と 50 万 kW 級
ガス炉 2 基，FBR2 基で，50 年遮蔽隔離後に解体する方針だったが，2000.12 に 25 年以内の即時解体へ変更するも，黒鉛ブロック処分施設の遅れから停滞．
独は，グライフスバルト 1∼5 号（6∼8 号は建設中断し解体）など旧東独 VVER6 基を「解体」したが，原子炉容器や蒸気発生器などの大型機器は解体せずそのまま一括撤去し，グライフスバルト中間貯蔵施設へ搬入，タービン建屋再利用のため「完了」には入らず．
英は，FBR2 基以外すべてガス炉で，閉鎖後 5 年以内に原子炉の黒鉛ブロックを密閉，50〜80 年間遮蔽隔離後，10 年
で原子炉解体・撤去の方針．
米は，小型炉 3 基の格納容器を保存したまま原子炉等をコンクリート等で永久埋設，これら以外は「即時解体」か「安全貯蔵後解体」を選択できるが，60 年以内に施設または敷地の「無拘束解放」を義務づけ．原子炉容器や蒸気発生器など大型機器は解体せず一括撤去し，DOE ハンフォード・サイト
内リッチランド処分場等へ搬入し，トレンチ埋設処分．

は極めて小さくなります．
それでも，100 年以上の長期貯蔵に耐えられる
保証はありませんので，乾式キャスクを容易に補修・取替できる設計にする必要があります．崩壊
熱が十分下がると収納される使用済燃料の健全性も高まりますが，長期保管中に燃料棒被覆管が損
傷・破裂する可能性は否定できませんので，それを想定した取替も考慮する必要があるでしょう．

4.3

解体・撤去
準備

原子炉建屋は 100 年以上長期密閉管理を(4) のプール貯蔵期間を伸ばすには，廃炉後もプールを使い続ける必要があります．今の廃止措
置計画では，解体・撤去が前提となっていて，8 年（敦賀 1 号），10 年（伊方 1·2 号），13 年（玄海 1号），20 年（美浜 1·2 号，大飯 1·2 号）以内に使用済燃料をプールから搬出してプール解体作業に入ることになっています．しかし，本当に解体・撤去する必要があるのでしょうか．
世界の主要国で閉鎖された原子炉は 134 基で，2018 年 9 月段階の廃止措置進捗状況は表 7 の通放射線が出ていますので，5 年程度で「原子炉本体を覆う遮蔽隔離建屋」を原子炉建屋の中に作り，50

りであり，撤去完了 19 炉の廃止措置期間は図 10〜80 年間長期閉鎖し，放射線レベルが週 40 時間のに示される通りです [29]．日本以外の主要国では，即時解体より長期閉鎖のほうが多いのです．

解体作業でも 2mSv/年に収まる程度（約 1µSv/h）に下がってから 10 年間で解体・撤去する計画で，廃止措置を左右するのは，「解体時の労働者被曝」

まさに「100 年計画」です．

と「中間貯蔵施設または最終処分場の確保」です．
ガス炉が中心のイギリスでは，炉心の黒鉛ブロッ

米国では，労働者被曝を抑えるために原子炉や蒸気発生器など高汚染の大型機器を解体せず，そクに含まれる不純物の放射化で図 11 のように強いのまま一括撤去し，DOE ハンフォード・サイト内

14

透過力の強い中性子線の遮蔽には小さくて軽い水素原子を多く含む水，樹脂レジン，コンクリートなどが使われ，ガ
ンマ線の遮蔽には大きくて重く電子数の多い原子からなる鉛，
タングステン，炭素鋼などが使われます．ガンマ線や X 線の
空間線量率は距離の二乗に反比例します．使用済燃料プールには燃料上端から水面まで 7m ほどの深さがあり，この水の層が中性子線やガンマ線を遮蔽してくれます．α 線は紙 1 枚で遮蔽でき，β 線は薄い金属やアクリルなどで遮蔽できます
ので，燃料棒被覆管の中にある限り被覆管で遮蔽されます．

19のリッチランド処分場へ搬入し，トレンチにパッ
ケージごと埋設しています．118 万 kW トロージャ
ンでは，原子炉内に軽量コンクリートを充填し，5インチ (12.7cm) 厚の鉄板を巻いて遮蔽板も取り付
け，総重量 1,020t のパッケージのまま輸送・埋設しています．蒸気発生器も同様に一括撤去して 450t

図 10: 撤去完了 19 炉（計 600 万 kW）の廃止措置期間 [29]：19 炉の解体・撤去期間は最短 6 年，最長 42 年に留まっています．というより，解体できない状態に陥っているのです．解体された JPDR の敷地には大きな保管廃棄施設が建てられ，解体して出てきた放射性廃棄物のほぼすべてがここで保管され，極低レベル放射性廃棄物 (L3) のみ「埋設実施試験」と称して敷地内埋設が許されています．東
海原発はこの許可さえおりておらず，解体作業は止まったままです．
原子炉建屋内の主な汚染源は，炉心で発生する中性子線によって炉内構造材，コンクリート内不純図 11: マグノックス代表炉の内部における線量当
量率の時間に伴う減衰状況 [11]（ガス炉の黒鉛ブロッ

物，一次冷却水中のサビなどが放射化されてできクに含まれる不純物の放射化による誘導放射能が線源で，主要核種は半減期 5.27 年のコバルト 60．100 年後にはニオブ
94(Nb-94) や銀 108m(Ag-108m) が主要になり，135 年後以降はほとんど下がらない．Magnox 炉 GCR より改良型ガス炉
AGR の方が不純物が多く，Co-60 も 50 倍多い．
）

る「誘導放射能」です．軽水炉でもコバルト 60(Co-60) が大きな割合を占めていますが，その半減期は 5.27 年です．17.5 年で 1/10，88 年で 1/10 万へ減衰しますので，100 年以上密閉管理すれば図 11のように 1/50 万になります．伊方 1 号では取替えパッケージにして搬出・処分しています．

た蒸気発生器を保管していますが，表 8 および図ドイツのグライフスバルト原発（VVER5 基と建設中の 3 基も解体）でも，大型機器を解体せず，

12 のように，Co-60 の減衰率にほぼ沿って減衰していることがわかります．炉内構造物保管容器でそのまま一括撤去して，隣接地に巨大な中間貯蔵施設をつくり，そこに使用済燃料キャスクとともも同様に表 9 および図 13 のように測定されていに搬入し「中間貯蔵」しています．

て，Co-60 による放射能減衰が支配的です．つまり，原子炉建屋内の機器・構造物の放射能汚染は米国のように核軍事施設との関連で最終処分場が存在する国は例外であり，他の国では，ドイツ

Co-60 の減衰によってほぼ決まると言えるのです．

のように中間貯蔵施設を作るか，解体・撤去を遅

たとえば，表面線量率が 1mSv/h でも 100 年後には 0.002µSv/h になり，自然放射線 0.04〜0.08µSv/h

らせるしかありません．

より 1 桁以上小さくなります．

日本では，22 基のうち解体・撤去が完了したの

ところが，20〜30 年で原子炉を解体すると 1/10

は動力試験炉 JPDR だけで，他の 21 基は準備段階

20

表 8: 伊方 1 号の旧 A 蒸気発生器の放射能減衰 [27]
測定
点
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18

表面線量率 [mSv/h]
1998/2/16 2016/4/18
0.040
0.003
0.010
< 0.0010.018< 0.001
0.0092
測定不可
0.0080
測定不可
0.75
0.037
0.55
0.035
0.65
測定不可
0.55
測定不可
0.45
0.036
0.30
0.030
0.35
測定不可
0.40
測定不可
0.20
0.003
0.50
0.008
0.45
測定不可
0.25
0.003
0.65
0.002

射性廃棄物を埋め捨てる場所はありません．クリ

減衰
状況
1/13
1/20
1/16
1/13
1/10
1/67
1/63
1/83
1/325

アランスレベル以下だといって一般廃棄物並みに再利用されてベンチやフライパンになる恐れもあります．100 年以上密閉管理した後で解体すれば，労働者被曝も抑えられ，放射性廃棄物の量も大幅に減ります．そのため，イギリスのように「100 年計画」で長期閉鎖するのは極めて合理的な選択だだと言えるのです．
原子炉建屋を 100 年以上密閉管理し，使用済燃料を貯蔵プールで冷やし続ければ，崩壊熱はドン
ドン下がっていき，10 年以上もすれば自然冷却可能な状態になって，プール冷却水が失われてもす
ぐには大事に至らない状態になると言えます．さらに数十年冷やして 50 年間冷却すれば崩壊熱は

注：半減期 5.27 年の Co-60 は 18.2 年で 1/11 へ減衰するが，追加保管された表 9 の旧炉内構造物保管容器の影響を受けている．
「測定不可」は測定点が床側との間，併置された旧 B 蒸
気発生器との間にあって物理的に測定できないため．

1kW/tU 未満になりますので，この段階で，条件(3) を満たす「100 年以上の寿命をもち補修・取替も考慮した設計」の金属製乾式キャスクによる貯蔵に切り替えることもできます．その頃には，原発はすべて廃炉になっているでしょうから，先の条件 (2) の危惧はないと言えます．ただし，美浜 3号で貯蔵プールの下に人工岩盤を設置する必要が生じているように，条件 (4) で述べた長期にわた

図 12: 表 8 の測定点 [27]

るプールの健全性を確保するための補強工事が必要になるかも知れません．

表 9: 伊方 1 号の旧炉内構造物保管容器の減衰 [27]
測定
点
1
2
3
4
5
6

表面線量率 [mSv/h]
2004/10/11〜16 2016/8/18< 0.001< 0.001
0.25
0.080
0.50
0.082
0.60
測定不可
0.45
0.085
0.55
0.073

減衰
状況
1/3
1/6
1/5
1/8

いずれにせよ，労働者被曝低減，放射性廃棄物
減量，使用済燃料長期貯蔵の観点から，早期に解体・撤去する今の廃止措置計画を撤回し，100 年以上の長期密閉管理へ転換すべきです．
それでも，使用済燃料をどこで 100 年以上超長期保管し続けるのかという問題は残ります．それ

注：半減期 5.27 年の Co-60 は 11.8 年で 1/4.7 へ減衰する．

は，日本が脱原発政策へ転換して，原子力推進政策の過ちを認めた上で，国民的な議論を重ね，国民的合意の上で，国内で解決していくしかありま
せん．現世代の責任は，これ以上使用済燃料を生み出さないこと，原子炉建屋の解体・撤去をやめ
使用済燃料を冷却し続け，次世代に必要な資金を

図 13: 表 9 の測定点 [27]

引き継ぐことです．その際，原発・核燃料サイク〜1/50 程度にしか減衰しないため，解体作業で労ルで利益をむさぼった電力会社と原子力メーカー

働者が高線量に被曝したり，線量制限からより多の責任を明らかにし，原発・核燃料サイクル推進

くの被曝要員が動員されたりします．また，放射政策をとった政府の責任を明らかにし，相応の負能が十分減衰していないために，より多くの解体担をさせなければなりません

廃棄物が「放射性廃棄物」になります．これらの放21

5余剰プルトニウム問題とは何か

5.1

高速増殖炉開発の破綻

算を付けない方針へ転換したのです．
これを受けて，安倍政権は 2018 年 12 月 21 日の原子力関係閣僚会議で，先の「高速炉開発の方針」

使用済燃料の中間貯蔵問題が浮上したのは，高に基づく「戦略ロードマップ」を策定しましたが，

速増殖炉開発が破綻し，「使用済ウラン燃料の再処

高速実証炉開発というキーワードが消え，高速炉理（プルトニウム抽出）→MOX 燃料加工 → 高速

実用化は「21 世紀後半のいずれかのタイミングと増殖炉でのプルトニウム増殖 → 使用済 MOX 燃料なる可能性がある」と一層先送りににされ，「民間の再処理（プルトニウム抽出）」という核燃料サによるイノベーションの活用16 による多様な技術

イクルが回らなくなったからです．にもかかわら間競争を促進する」という振り出しに戻ったかのず，日本では「全量再処理」という虚構の政策をようなロードマップへ変貌したのです．事実上の維持しているため，「再処理までの使用済燃料中間断念に等しい戦略ロードマップだと言えます．

貯蔵」が必要になったのです．

5.2

2016 年 12 月の原子力関係閣僚会議で高速増殖

余剰プルトニウムが国際的課題に

原型炉「もんじゅ」が廃炉にされ，「高速炉開発のSIPRI(the Stockholm International Peace Research Insti-

方針」が策定されて「増殖」の文字が消され，核燃tute) によれば，2017 年 1 月現在の分離プルトニウム

料サイクルの中心が「高速炉による高レベル放射は約 520t，うち軍事用核兵器級プルトニウム17 は性廃棄物の減容化・有害度低減15 」に置換えられま230t，民生用原子炉級プルトニウム18 は 290t に上した．その上で，仏高速実証炉 ASTRID 計画で共ります．うち日本は 46.9t を保有し，非核兵器国で同開発を進め，失敗した原型炉開発をすっ飛ばしこれほど多く所有している国はありません．2018て，いきなり高速実証炉開発を進めるとの方針が

年 7 月に日米原子力協定が自動延長されましたが，打ち出されたのですが，実証炉の建設主体が定まその直前の 6 月に米国家安全保障会議 NSC が日本

らず，ヒト・モノ・カネの官民分担体制も不明なま

政府に「プルトニウム保有量に上限を設け，削減策

まムリヤリ形だけ整えたものでした．それは，東を公表すること，日米原子力協定自動延長に合わせ芝の経営危機をはじめ原発輸出の破綻が顕在化し，て日米共同文書を発表すること」などを具体的に求原子力メーカーの足下が揺らぎ，電力自由化と原めたと報道されました（日本経済新聞 2018.6.10）．

発停止で電力会社にも余裕がなく，オールジャパ

これを受けて，日本政府は，7 月 3 日に閣議決

ンの推進体制が内部崩壊していたからです．

定した「第 5 次エネルギー基本計画」で「プルト

この虚構の体制も案の定 2 年後には崩壊しまし

ニウム保有量の削減に取り組む」と追記し，7 月

た．仏マクロン政権が 2018 年 6 月，ASTRID 計画

31 日には原子力委員会が「我が国におけるプルトをシミュレーション主体の計画へ変更し，実証炉

ニウム利用に関する基本的な考え方」を改定した

規模を 60 万 kW から 10〜20 万 kW（28 万 kW のものです．
「プルトニウム保有量を減少させ，現在のんじゅより小規模）へ縮小する方針に転換し，数千水準を超えない．
」そのため，「プルサーマルの着実

億〜1 兆円の建設費の半額負担を日本政府に要請な実施に必要な量だけ再処理が実施されるよう認してきたのです．というのも，仏電力会社 EDF が可を行う．
」「事業者間の連携・協力を促すこと等「2060 年以前には高速炉に投資しない」と決めたにより，海外保有分のプルトニウムの着実な削減ためでした．さらに，11 月 27 日には，2019 年でASTRID 計画の予算を打ち切り，2020 年以降は予1615ウランとプルトニウム以外の超ウラン元素をマイナーア
クチニドといい，これを高速炉の高速中性子で核分裂させて半減期の短い核分裂生成物（死の灰）に変換することを減容化という．マイナーアクチニドは減っても死の灰は増えるし，半減期が短くなった分だけ放射能量は格段に増え，有害度低減とは言い難い．マイナーアクチニドは一部が減容するが，新たに生成されるため，トータルで減容とは言い難い．

22

高速炉開発で候補として残っているのは仏高速増殖実証炉スーパーフェニックスなどの実験データに基づく ASTRIDと米高速増殖実験炉 EBR -II などの実験データに基づく GE
日立の PRISM で，いずれも 2050 年までの実用化のめどはな
い．PRISM は英プルトニウム削減の本命とされているが，GEは 2018.7-9 期決算で仏アルストム事業買収のれん代減損 158億ドル（約 1.7 兆円）などで電力部門減損損失が 222 億ドルにのぼり，再エネ事業以外売却の方向（ロイター 2018.10.31）．
17
Pu239 や Pu241 など核分裂性プルトニウムが 93 ％以上．
18
核分裂性 Pu は FBR74 ％，PWR63 ％，BWR52 ％程度．

に取り組む．
」「使用済燃料の貯蔵能力の拡大に向

7 月以降は再処理が禁止されましたが，それまでけた取組を着実に実施する．
」というものです．

の英仏再処理委託によって回収されたプルトニウ

ここには「高速炉開発によるプルトニウム削減」

ム約 37t は，2013 年に英国へ処分費付で所有権がという選択肢はなく，むしろ，研究開発用プルト

譲渡20 された 750kg を除き，プルサーマルで利用ニウムの「利用又は処分等の在り方について全てされることになってしまいました．英保管分のうのオプションを検討する」とされ，日本原子力研

ち約 4.6t は，2012 年 7 月（約 4t）と 2013 年 4 月

究開発機構の燃料加工施設にある 3.8t19 の米国へ

（650kg）に英仏スワップ21 まで行われ，仏で MOXの処分委託を含めて廃棄処分法の検討が 2019 年

燃料加工されました．2016 年末現在の使用済燃料

度から始められようとしています．

貯蔵量は 8,485tU になりますが，うち約 500t は使

しかし，「使い物にならないプルトニウム」を廃

用済 MOX 燃料です．使用済ウラン燃料のままで棄処分するのは別として，米国のように「使える残すより体積が 1 割程度へ減るとは言っても，使プルトニウム」をダウンブレンディング処分する，

用済 MOX 燃料では使用済ウラン燃料より超ウラあるいは，英国にプルトニウム所有権を移転する

ン元素の量が 1 桁高いため，中性子線が強く，崩のであれば，六ヶ所再処理工場をわざわざ動かし

壊熱がなかなか下がりません．プール水喪失によてプルトニウムを抽出することなど正当化できまる溶融事故の危険が長期間続き，90 年以上プール

せん．ほんの一部を除いて 47t の日本保有のプルで冷やし続ける必要があります．ドイツでは脱原

トニウムは「使えるプルトニウム」であり，現在発を決めていたからこそ，英国への所有権譲渡がではプルサーマル以外にそれを削減する手段はな可能だったのであり，それならば，プルサーマル

く，プルサーマル以外に六ヶ所再処理工場を操業を断念し，プルトニウムをすべて核拡散抵抗性のさせることはできなくなったのです．

高い形態で管理・処分または譲渡22 することも考5.3

えるべきだったのではないでしょうか．

独脱原発と仏プルサーマル難を教訓に

2022 年脱原発を目前にして，ドイツではようや
く核のゴミ処分問題に取り組むための前提条件がプルサーマルについては，ドイツとフランスの整い始めたと言えますが，約 500t の使用済 MOX

経験 [31] を教訓にする必要があります．
ドイツでは，再エネを急速に普及させることで燃料を含む約 1 万 t の使用済燃料と再処理後の返還「2022 年脱原発」へ着実に進んでいて，2019 年に高レベルガラス固化体約 3,500 本等が負の遺産と

1 基，21 年に 3 基，22 年に最後の 3 基が閉鎖され

20

ます．プルサーマルも，2016 年に最後の MOX 燃料が装荷され，4 サイクル 4 年運転を経て 2020 年に終了します．

1998 年 9 月に発足した社会民主党・緑の党連立
政権が 2002 年に改正原子力法を施行し，2005 年
19

ほとんどが不純物混じりのダーティ・スクラップで，0.1〜数百グラム程度のものが数万点ある．米国では，解体核兵
器のプルトニウム 34t など余剰プルトニウム約 50t の大半をプルサーマル処分する方針で MOX 燃料加工工場を建設していたが，建設費が 6 倍に高騰し，ダウンブレンディング等による処分へ転換した．ダウンブレンディングは，酸化プルト
ニウム粉末を機密の「保障措置終焉」物質で 10%未満の濃度へ希釈し，15cm 径・60cm 長のパイプに詰めてドラム缶の中央に配置し，廃棄物隔離パイロット・プラント WIPP の地下坑道へ搬入する処分法だが，ドラム缶で約 15 万本にもなり，
WIPP の法的容量制限を増やす必要がある．これ以外に，酸化プルトニウムをセラミック加工・缶詰してキャニスターに入れ，高レベル廃液と混ぜて溶融ガラス固化する「キャン・イン・キャニスター」アプローチや最深 5km の超深孔を掘る
ディープ・ボアホール処分も検討されている．ただし，地震・火山列島の日本では坑道処分＝深地層処分は不適切である．

23

英政府は 110.3t（2016 年末）の英所有プルトニウムを廃棄物として「固定化処分」する方針でしたが，2011 年 12 月の新方針で「新設炉での MOX 利用」へ転換し，新 MOX 燃料加工工場の 2019 年着工，2025 年操業開始，2029 年新設炉装荷を計画していますが，仏 EDF から新設ヒンクリーポイ
ント C での利用を拒否され，高速炉 PRISM も 2050 年以降まで可能性がなく，MOX 利用可能な新型炉がない．そのため「代替案も模索している」状況で，固定化処分へ戻る可能性もある．この場合には，MOX 燃料の検査データねつ造問
題で 2005 年に閉鎖したドーンレイ MOX 実証施設 (MDF) や
2011 年 8 月に閉鎖したセラフィールド MOX 加工工場 SMP
で低仕様 MOX ペレットに加工することは可能であり，米のキャン・イン・キャニスターのように，これを缶に封入し，セメント固化または溶融ガラス固化して地層処分する．2011
年 12 月の新方針では，海外顧客所有のプルトニウム 23.2t（うち 20.8t が日本）について，(a) 英の新 MOX 燃料施設でMOX 燃料に加工，または，(b) 長期 Pu 保管費または MOX
利用・処分費を付けてプルトニウム所有権を譲渡し，英国政策に従って英政府が管理，の二つを選択肢として示している．
21
2013 年 4 月の 650kg の英仏スワップでは，当時の仏アレバ社から引き取りを迫られていた東京電力が福島第一 3 号
用プルトニウムとの交換に応じている．
22
英政府は 2011 年にプルトニウムの「固定化処分」から「新設炉による MOX 利用」へ方針転換しており，譲渡に際しては MOX 利用しないことを条件とすべきであろう．

表 10: 高浜 3·4 号の輸入ウラン・MOX 燃料の価格して残されます．ドイツでもこの問題の解決は困難を極めるでしょうが，脱原発を決めてからエネ
ルギー政策を具体化したドイツを教訓として，日
本政府も脱原発・脱プルトニウムへ大きく舵を切り直すべきです．

原発

輸入年月

3号
4号

1999. 62011. 3

集合体数 · 価格（1 体当り価格）

ウラン燃料集合体
16 体 ·16.2 億円（1.0 億円/体）
40 体 ·40.2 億円（1.0 億円/体）

法を成立させ，2025 年までに原子力比率を 75%か

MOX 燃料集合体
4 号 1999.10
8 体 ·43.6 億円（5.4 億円/体）
3·4 号 2010. 6 12 体 ·106.2 億円（8.8 億円/体）
3 号 2013. 6 20 体 ·185.1 億円（9.3 億円/体）
4 号 2017. 9 16 体 · 169 億円（10.6 億円/体）

ら 50%へ引き下げる計画が定められました．マク

出典：原子力市民年鑑 2016-17(2017)，東京新聞 2017.12.17

フランスでも，オランド政権下で 2015 年 7 月，
国民議会がグリーン成長のためのエネルギー転換

ロン政権はこれを 10 年先送りしましたが，同時に，再エネへの年間投資を 50 億ユーロから 70〜80 億だけ再処理する」のが仏の基本方針ですので，90
万 kW 級老朽原発が順次廃止されれば，このバラ

ユーロへ増額し，陸上風力を 2030 年までに 5 倍化

ンスが崩れ，プルサーマルも再処理も縮小せざる

し，海上風力の開発を促進するとしています．2017

を得ないでしょう．仏でも使用済燃料の再処理か

年度発電電力量に占める原子力比率は 71.6%へ下ら長期貯蔵への方針転換は避けられないのです．

がっていて，「再エネの競争力が高まり原子力が落

ちなみに，仏所有プルトニウムは 2016 年末でち目になる」という流れは変わりません23 ．

65.4t，うち 28.1t は加工済 MOX 燃料ですが，使えプルサーマルが認可されている仏原発は 30 年超ないスクラップがほとんどです．プルサーマルの運転の 90 万 kW 級 34 基中 24 基（うち 21 基でプル

ための MOX 燃料加工では，日本でも同様ですが，サーマル実施）だけで，130 万 kW 級 20 基と 145 万

使い物にならないプルトニウム＝ダーティ・スク

kW 級 4 基では許可されていません．廃炉が延期

ラップが増えざるを得ないのです．

されたのはすべて 90 万 kW 級で，10 年延期されても，2035 年までに 14 基が閉鎖され，プルサー

5.4

マル許可原発は 2/3 の 16 基へ減少します．この 16顕在化し始めたプルサーマルの矛盾

日本の原子力委員会は，高速炉開発の事実上の基も 2041〜43 年には運転 60 年に達します．130

断念を受け，プルサーマルで 47t のプルトニウム

万 kW20 基も 2035〜44 年には相次いで運転 50 年を削減し，六ヶ所再処理工場の操業に際しては仏に達するため，これらでプルサーマルのための改の「プルサーマル実施分だけ再処理する」方針を

修工事を行うメリットはないでしょう．

適用し，「事業者間の連携・協力等で海外保有分を今は，仏原発 58 基の運転で毎年約 1,050t の使用着実に削減」させようとしています．しかし，日済ウラン燃料と約 100t の使用済 MOX 燃料が生み本の特殊性がそれを妨げています．

出され，原発サイトで冷却された使用済ウラン燃

輸入 MOX 燃料はウラン燃料より 10 倍高い

料 1,050t がラ・アーグ再処理工場へ搬出され，同量第 1 に，プルサーマルが認可されているのは，が再処理されていますので，サイト内貯蔵量は使用済 MOX 燃料の分が増えるだけです．とはいえ，サイト内プール貯蔵容量の余裕は２年程度しかな

PWR では高浜 3·4 号，伊方 3 号，玄海 3 号で 1/4
炉心，BWR では福島第一 3 号，柏崎刈羽 3 号，浜岡 4 号，島根 2 号で 44%（燃料重量比 1/3 以下），

い自転車操業の状態です．
「プルサーマル実施分

大間でフル MOX です．ところが，表 10 のように，

23
仏電力会社 EDF は英ヒンクリーポイント C を建設中だ
が，着工前の取締役会では強い反対意見が出たし，英政府による「英電力市場価格の 1.8 倍の 92.5 ポンド/MWh（13.5円/kWh）での 35 年間電力買取」への厳しい国民批判を受け，より高くつく同原発でのプルサーマル実施については拒否している．というのも，英洋上風力発電の 2017 年 10 月入札結
果は 2021〜22 年度操業開始分で 74.75 ポンド/MWh，2022〜23 年度操業開始分で 57.50 ポンド/MWh とヒンクリーポイ
ント C より安く半分程度へ下がる見込みだからである．仏国
内で建設中のフラマンビル 3 号 (EPR) の建設費は当初の 3 倍の 109 億ユーロに跳ね上がり，EDF の経営を圧迫している．

24

輸入 MOX 燃料価格はウラン燃料の 10 倍になっています．そのため，フル MOX の大間では燃料費が 10 倍になり，燃料費が発電単価の 1 割でも，発電単価はウラン燃料と比べて 1.9 倍へ増加し，とても経済性はありません．MOX 燃料が 1/4 炉心
でも，燃料費が 3.3 倍（＝ 1(3/4) ＋ 10(1/4)）になり，発電単価は 1.23 倍へ増加しますので，競争力を失います．ところが，新 MOX 装荷を 3 サイク

表 11: 電力各社のプルトニウム所有量 (2015.12 末）

ル24 ごとにすれば形だけのプルサーマルになりま[kgPuf：核分裂性プルトニウム換算]

すが，発電単価は 1.08 倍に抑えられます．実際に行われているプルサーマルはこれに近いのです．
たとえば，高浜 3 号では，2010.12 に初装荷 8 体（2012.2 まで運転），2015.12 に再装荷 8 体＋初装
荷 16 体で 24 体，2017.5 に再々装荷 8 体＋再装荷

16 体で 24 体，2018.10 に再々装荷 24 体＋初装荷
4 体で 28 体，高浜 4 号でも，2016.2 に初装荷 4 体，
2018.8 に再装荷 4 体＋初装荷 16 体で 20 体です．
2017.7.31 に高浜 3·4 号分 32 体（各 16 体）を仏へ

電力
北海道
東北
東京
中部
北陸
関西
中国
四国
九州
日本原電

合計
125
439
8,942
2,643
97
9,267
867
1,007
1,957
3,440

国内
59
75
893
376
7
1,332
89
308
854
217

海外（仏保管，英保管）
66 （ 66， −）364 （ 206， 159）
8,049 （2,073，5,976）
2,267 （1,522， 745）
90 （ 90， −）7,935 （5,573，2,362）
777 （ 423， 355）
698 （ 32， 666）
1,103 （ 73，1,030）
3,223 （ 484，2,739）

合計

28,784

4,211

24,574（10,542，
14,032）

出典：電気事業連合会「電気事業者における プルトニウム利用計画等の状況について」（2016.3.29）

発注していますが，それが納入・装荷されるのは3〜4 年後ですので，1/4 炉心の 40 体装荷にはほど
遠く，16〜28 体で細々とつなぐ形になっています．
伊方 3 号では，2010.2 に初装荷 16 体，2016.6 にとなると話が根本から変わる」（産経新聞 2018.7.31）と問題外との反応です．表 11 に示される関西電力の仏保管 5,573kgPuf を高浜 3・4 号で消費するに再装荷 16 体，2018,10 に再々装荷 16 体で，次はは，新 MOX 燃料を毎年装荷しても 7 年かかり，3

プール保管中の 5 体を初装荷して，形だけのプル

サイクル終了後に次の新 MOX 燃料を装荷する今サーマルに留まります．

のやり方では 21 年もかかります．それでも 40t 程

玄海 3 号では，2009.10 に初装荷 16 体，2018.2

度の余剰プルトニウムが残りますので，六ヶ所再に再装荷 16 体＋初装荷 16 体で 32 体ですが，次は処理工場を動かせる状況にはほど遠いと言えます．

プール保管中の 4 体しかありません．

六ヶ所再処理工場を無理に本格操業すると，1 年

国内ＭＯＸ燃料費はもっと高い！

で 8t のプルトニウム（核分裂性プルトニウムでは第 2 に，国内 MOX 燃料は輸入 MOX 燃料より高約 5.6t）が回収されますので，高浜 3·4 号ではそのくなります．六ヶ所再処理工場の建設費は 1993 年

消費に 7〜21 年もかかり，5〜10%操業に留まらざ

着工時の 7,600 億円から 2.85 兆円（2018.6.12）へるを得ません．しかも，国内 MOX 燃料がさらに跳ね上がり，総事業費も 1.3 兆円増の 13 兆 9,300

高価であることを考慮すれば，プルサーマルに一億円へ高騰25 しています．MOX 燃料加工工場の層ブレーキがかかるのは目に見えています．

建設費も 2010 年着工時の 1.2 兆円から 2.33 兆円

また，表 11 のように，伊方 3 号と玄海 3 号の仏（2018.6.12）へ倍増していて，これに留まる保証

保管分は 32kg と 73kg，MOX 燃料 1〜2 体分にすはありません．

ぎず，仏への発注すらできません．電力自由化競「事業者間の連携・協力」は進められない争の下では，電力会社間（東京・中部電力と四国・第 3 に，原子力委員会は「事業者間の連携・協力等で海外保有分を着実に削減」との方針ですが，電事連は「（電力会社間でプルトニウム融通について）ま

九州電力の間）でプルトニウムを英仏スワップできるような状況ではありません．例えできたとしても，伊方 3 号の英保管分 666kgPuf，玄海 3 号のだ検討はしていない」（勝野会長，2018.7.20）と後同 1,030kgPuf を超えるスワップは不可能です．

ろ向きで，電力関係者は「自社原発から出た使用

自治体の事前了解は一層困難に済核燃料を再処理して回収したプルトニウムを消第 4 に，使用済 MOX 燃料は，アクチニド成分

費するのが大前提で，（融通で）他社の分まで使うが使用済ウラン燃料の 10 倍で，中性子線が強く，崩壊熱がなかなか下がらず，90 年以上のプール貯24

装荷燃料は PWR では 3 サイクル，BWR では 4 サイクルの間，炉心内での配置を替えて使われる．電気事業連合会
は，プール満杯年を試算する際，1 サイクルを 13ヶ月運転＋
3ヶ月定検の 16ヶ月と想定している．
25
40 年間の操業・廃止措置・高レベル放射性廃棄物貯蔵管理費などを含む (使用済燃料再処理機構 2018.6.12).

蔵が避けられません．ましてや，他社所有プルト
ニウムをプルサーマルし，その使用済 MOX 燃料
まで「永久」貯蔵するとあっては，立地・隣接・周

25

参考文献

辺自治体の事前了解は得られないでしょう．

6

電気事業連合会：使用済燃料貯蔵対策の取組強化について（「使用済燃料対策推進計画」）(2018.11.20)[2] 電力中央研究所：使用済燃料中間貯蔵施設用金属キャス
クの安全評価の現状，中施第 1-2-2 号 (2008.7)，第 119回核燃料施設等の新規制基準適合性に係る審査会合，参考資料 1-2(2016.6.6)[3] 福井県原子力安全対策課：福井県の原子力，改訂第 10
版 (2000.3)[4] 原子力安全基盤機構：平成 15 年度リサイクル燃料資源貯蔵技術等 (金属キャスク貯蔵技術確証試験）報告書 p.221[5] 原子力規制委員会：原子力発電所敷地内での輸送・貯蔵兼用乾式キャスクによる使用済燃料の貯蔵に関する審査ガイド (2019)[6] 原子力資料情報室編：原子力市民年鑑 2016-17(2017)[7] 原子力資料情報室編：脱原発年鑑 97(1997)[8] 原子力デコミッショニング研究会：世界の廃止措置デー
タベース (2019.1.31 更新)
http://www.decomiken.org/worlddb/index.html[9] 原燃輸送株式会社：使用済燃料等の輸送容器に用いられる中性子しゃへい材（NS-4-FR）の連続加熱評価試験(1997)；東芝：使用済燃料貯蔵施設に係る特定容器等の設計の型式証明申請（TS-69B 型）質問管理票に対する回答（経年変化関連），RM-5113392 Rev.5(2017.5.17)[10] 羽倉尚人・吉田正：軽水炉における使用済み MOX 燃料
からのアクチニド崩壊熱の核データ由来の誤差評価，日
本原子力学会和文論文誌，Vol.9, No.1, 29-39(2010)[11] Holt, G.(Magnox Electric plc,Berkeley Centre，UK): The
Decommissioning of Commercial Magnox Gas Cooled Reactor Power Stations in the United Kingdom, Proceedings of a Technical Committee Meeting, Julich, Germany,
IAEA-TECDOC-1043, pp.71-83(1997)[12] 伊藤・長野・三枝（電力中央研究所）：使用済燃料敷地外貯蔵技術の経済性評価，原子力バックエンド研究, Vo.8,
No.1 (Sept. 2001)；M. Bunn et. al, Interim Storage of Spent
Nuclear Fuel A Safe, Flexible, and Cost-Effective NearTerm Approach to Spent Fuel Managemen(June, 2001)[13] 経済産業省資源エネルギー庁：日本のエネルギー，電源立地制度について（2017 年 9 月現在） http://www.
enecho.meti.go.jp/about/pamphlet/pdf/dengenrichi.pdf[14] 厚生労働省：日本人の食事摂取基準（2010 年版），見てわかる！栄養の図解事典[15] 班目・岡本・杉井・安見・山中：高耐熱・耐放射性中性子遮へい材料の高速中性子照射実験，東京大学大学院
工学系研究科附属原子力工学研究施設 平成 14 年度共同利用成果報告書 UTNL-R-0429, 14K-11(2002)[16] 三菱重工業：型式設計特定容器等の型式指定申請書，Doc
No.L5-95HUIOO(2016.12.1)[17] 三菱重工業株式会社：耐圧強度及び耐食性に関する説
明資料 金属キャスクの耐食性について，使用済燃料貯蔵施設に係る型式設計特定容器等の型式指定申請に関する三菱重工業株式会社との面談 (10), 補足説明資料
8-9, Doc No. L5-95HU216 RI(2017.5.23)[18] 日本学術会議：回答 高レベル放射性廃棄物の処分について (2012.9.11)[19] 日本学術会議 高レベル放射性廃棄物の処分に関するフォ
ローアップ検討委員会，暫定保管と社会的合意形成に関する分科会：報告 高レベル放射性廃棄物の暫定保管に関する技術的検討 (2014.9.19)[20] 日本学術会議 高レベル放射性廃棄物の処分に関するフォ
ローアップ検討委員会，暫定保管と社会的合意形成に関する分科会：報告 高レベル放射性廃棄物問題への社会的対処の前進のために (2014.9.19)[21] 日本学術会議 高レベル放射性廃棄物の処分に関するフォ
ローアップ検討委員会：高レベル放射性廃棄物の処分に関する政策提言−国民的合意形成に向けた暫定保管(2015.4.24)[22] 日本原子力研究開発機構「平成 26 年度発電用原子炉等利用環境調査 核燃料サイクル技術等調査 報告書」(2015.2)

[1]

おわりに
本小論では，「プール貯蔵より乾式貯蔵のほうが安全だ」というのは誤りで，熱い使用済燃料のプー
ルへの供給を助けてプール貯蔵中の溶融事故の危険性を高めることを明らかにしました．それを手始めに，乾式キャスクの技術的問題点を挙げ，設計貯蔵期間 60 年の健全性が保証されているとはいえないこと，廃炉に伴う使用済燃料の乾式貯蔵への移行には 4 つの条件を満たす必要があること，
そして，独・仏でのプルサーマルの経験を踏まえ，脱原発＝「原発ゼロ」をまず決めて六ヶ所再処理工場を閉鎖し，プルサーマルを中止しなければ余剰プルトニウム問題は解決できないことを示しました．原発輸出や高速（増殖）炉開発の破綻について, より詳しくは若狭ネットニュース [30, 31] をご覧ください．地震・火山国の日本には安定した地層はなく深地層処分を行うべきではないことについては別の機会に述べたいと思います．
（注 1）キャスク内線源強度と BWR 用キャスク線量
表 1 の BWR 用大型キャスク（タイプ 2A）と PWR
用キャスクの 1 基当たりガンマ線と中性子線の線源強度は表 12 の通りです．
一次線源は使用済燃料集合体で，ガンマ線源は，燃料有効部のさまざまな核種からのガンマ線（毎秒の光子数 [photons/s] で表す）と燃料集合体構造材放射化によるコバルト 60（Co-60）からのガンマ線（毎秒の壊
変数 [Bq] で表す）からなります．中性子線については，
燃料有効部のキュリウム 242 の (α, n) 反応による中性子と非常に質量の大きな超ウラン元素による自発核分裂による中性子からなり，毎秒発生する中性子数 [n/s]で表します．なお，構造材放射化 Co-60 は，パーナブ
ルポイズン集合体の放射化線源を考慮した値になっています．ガンマ線源としては，上記以外に燃料有効部から出される中性子線による乾式キャスク構造材の (n, γ)反応で発生する二次ガンマ線があります．
また，これらの線源による BWR 用大型キャスク (2A)の新型 8 × 8 ジルコニウムライナ燃料収納時の線量当
量率評価結果 [µSv/h] は表 13 および図 14 の通りです．
キャスク頭部および底部の径方向トラニオン部の高い
線量当量率は燃料有効部からの中性子線の寄与が大き
く，キャスク頭部軸方向の高い線量当量率は使用済燃料集合体の構造材放射化によるガンマ線の寄与が大き
いと言えます．キャスク側部中央の線量当量率への寄
与は燃料有効部のガンマ線と中性子線が支配的ですが，二次ガンマ線の寄与も無視できないほどに大きいと言
えます．

26

表 12: 金属製乾式キャスク内のガンマ線・中性子選の線源強度 [16, 24]
BWR 用大型キャスク ∗1
新型 8 × 8 燃料
高燃焼度 8 × 8 燃料

（ジルコニウムライナ）

ガンマ線（燃料有効部）（構造材放射化）
中性子線（燃料有効部）

8.9 × 1016 photons/s
1.3 × 1014 Bq
1.4 × 1010 n/s

8.9 × 1016
1.3 × 1014
1.0 × 1010

PWR 用キャスク ∗1
17 × 17 燃料 17 × 17 燃料
A型
B型
9.3 × 1016
8.0 × 1016
3.8 × 1014
2.5 × 1014
10
1.0 × 10
8.5 × 109

*1：BWR 用大型キャスク（タイプ 2A）の新型 8 × 8 ジルコニウムライナ燃料と高燃焼度 8 × 8 燃料はいずれも最高燃焼度 4.0
万 MWD/t，冷却期間 18 年以上，最大崩壊熱量 12.1kW である．PWR 用キャスクの 17 × 17 燃料はいずれも最高燃焼度
4.8 万 MWD/t，最大崩壊熱量 13.9kW だが，冷却期間は A 型が 15 年以上，B 型が 20 年以上となっている．

表 13: BWR 用大型キャスク (2A) の新型 8 × 8 ジルコニウムライナ燃料収納時の線量当量率 [µSv/h][25]

表
面

表
面
1m
位
置

キャスク頭部
径方向
径方向

評価点

軸方向

γ 線（燃）∗1
（構）
（二）
中性子線
合計

1
⃝
7.3
692.8
0.5
118.9
819.5

3
⃝a
0.5
132.5
2.0
253.9
388.9

3
⃝b
0.5
110.4
2.1
505.2
618.2

評価点
γ 線（燃）∗1
（構）
（二）
中性子線
合計

2
⃝
0.5
45.6
0.2
28.7
75.0

4
⃝a
12.9
24.0
3.1
17.3
57.3

4
⃝b
12.9
24.0
3.1
20.9
60.9

トラニオン部

キャスク側部
中央

5
⃝
11.5
153.9
4.1
7.3
176.8

95.8
0.1
26.9
72.7
195.5

6
⃝
40.5
0.7
10.5
26.2
77.9

径方向

キャスク底部
径方向
軸方向

トラニオン部

7
⃝a
1.3
12.8
4.6
706.9
725.6

7
⃝b
24.2
63.2
7.8
1012.51107.7

8
⃝a
21.2
8.1
5.3
13.4
48.0

8
⃝b
21.2
8.1
5.3
24.5
59.1

9
⃝
9.0
139.9
2.5
51.5
202.9

3.0
19.1
2.3
265.9
290.3

10
⃝
3.9
59.3
0.9
16.2
80.3

*1：
「γ 線（燃）」は「ガンマ線（燃料有効部）」，「（構）」は「（構造材放射化）」，「（二）」は「（二次ガンマ線）」の略．

図 14: BWR 用大型キャスク (2A) の表 13 の線量当量率評価位置と評価結果 [µSv/h][25][23] リサイクル燃料貯蔵株式会社：リサイクル燃料備蓄セン
ター使用済燃料貯蔵事業許可申請書 (2007.3)[24] リサイクル燃料貯蔵株式会社：リサイクル燃料備蓄セン
ター使用済燃料貯蔵事業変更許可申請書（使用済み燃料貯蔵施設の変更）(2014.1.15)[25] リサイクル燃料貯蔵株式会社：リサイクル燃料備蓄セン
ター事業許可基準規則への適合性について (第四条 遮蔽等)，資料番号 RFS0004 改訂 04(提出日：2015.12.16)[26] サヨナラ原発福井ネットワーク：再稼働の前に考えよう！行き先のない使用済み核燃料（高レベル放射性廃棄物），長沢啓行・大阪府立大学名誉教授講演録 (2017 年
10 月 28 日，於：鯖江市）[27] 四国電力，伊方発電所１号機廃止措置における被ばく
低減について (2017.7.18)[28] 総合エネルギー調査会原子力部会：原子力部会中間報
告−リサイクル燃料資源中間貯蔵の実現に向けて−(1998.6.11)[29] THE WORLD NUCLEAR INDUSTRY STATUS REPORT 2018, A Mycle Schneider Consulting Project, Paris,
London, September 2018； 競争力を失う原子力発電〜世
界各国で自然エネルギーが優位に〜自然エネルギー財団 (2019.1)[30] 若狭ネット第 171 号, pp.10-16(2018/6/28)[31] 若狭ネット第 172 号, pp.6-14(2018/9/13)

27

日程予定
★☆★☆★☆★☆★☆★☆★☆★☆
2月18日に福井県美浜町の原子力事業本部を通して関西電力へ
公開質問状を提出し、２週間以内の文書回答と美浜町での説明会開催を求めています！福井と関西の連帯した力で追及しよう！
★☆★☆★☆★☆★☆★☆★☆★☆

３月 ９日（土） 午後１時～
さよなら原発関西アクション
場
主

所：
催：

午後4時からデモ西梅田コースエルおおさか 大ホール （京阪電車、地下鉄「天満橋駅」下車徒歩3分）
さよなら原発 関西アクション実行委員会 ０７２－８４３－１９０４

３月１６日（土） 午後１時半～
2019原発のない福島を！ 県民大集会
場

所：

福島県教育会館（〒960-8534 福島県福島市上浜町１０-３８）

主催：

原発のない福島を！県民大集会実行委員会

３月２１日（祝） 午後０時半～
さようなら原発全国集会
場
主

所：
催：

http://fukushima-kenmin311.jp/

午後3時10分からデモ

東京代々木公園Ｂ地区
さようなら原発1000万人アクション事務局

０３－５２８９－８２２４

３月２４日（日） 午後1時半～止めよう戦争への道 めざそうアジアの平和 2019年関西のつどい場

所：

エルおおさか

大ホール

主

催：

大阪平和人権センター

０６－６３５１－０７９３

３月24日（日）午後２時～ 老朽原発を動かすな！高浜全国集会
５月19日（日）午後1時～ 老朽原発を動かすな！関電包囲全国集会場

所：

高浜現地（３/２４） および 関西電力大阪本社前（５/１９）

主催：

若狭の原発を考える会

木原◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇

０９０－１９６５－７１０２
編集後記◇◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇◇◆◇◆◇◆◇◆◇◆

高浜と大飯の原発を再稼働させた関西電力は、あまり続ける夜の電気を家庭で消費させようと、新電力へ切り替えた家庭を含めて、手当たり次第に電話攻勢をかけています。電力自由化の下、原発再稼働で電気料金を引き下げても、関電から離脱する家庭は増え続け、戻っていません。そんな中、関電は、老朽化した高浜
1，2号と美浜3号の再稼働計画を半年以上遅らせるといいます。耐震工事等が長引いたからだというのですが、余り続ける電力を使えるメドが立たないのも理由の一つでしょう。老朽炉の再稼働は、重大事故の危険に加え、経営難にもつながるでしょう。経営陣にとっても「脱原発」は必然ではないのでしょうかねえ。

きよ子◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇◆◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇◆◇