2022 年１2 月＊本書は一般社団法人アクト・ビヨンド・トラスト（abt）の 2022 年度助成を受けています。

高速炉で『ガラス固化体の隔離期間短縮と高レベル廃棄物減容』のトリック

今中 哲二
京都大学複合原子力科学研究所

はじめにご紹介いただいた今中です。原子力の勉強を 50 年以上やっています。高速炉、再処理工場が専門というわけではではありませんが、5、6 年前にガラス固化体について調べたことがありました。そのあたりを中 心 に、あとは高 速増 殖炉 について話 をさせていただきます。青森 県 六 ヶ所村 で再 処理 工
場の工事が始まったのは 1993 年ですが、まだ完成していません。延期の連続で、いつ完成するのやら分かりません。要するにこういう不確かなものを当てにして日本の原発は動いています。
自 己 紹 介 を簡 単 にさせていただきます。大 学 の原 子 力 工 学科 に入 ったのは、 １ ９ ６ ９年 でした。軽
水炉の運転が始まったところでしたが、「 2000 年には軽水炉はなくなって、全ての原発は高速増殖炉になる」 、そして「 21 世紀半ばには核融合が主役になるんだ」 と教わったのを記憶しています。私自身 が日本の原子力開 発に疑問 を持ち出 したのは、大 学院時代です。日本中 で原発建設 が進められ始めたころです。「 原発はどんなことが起 こっても安全だ」 、「 原発が出来 ればお金が落ちて仕事 も増え良いことばっかりだ」 と言われながら、なぜか原発は、田舎にしか作られません。「 何かおかしいんじ
ゃないかな」 と思うようになりました。
1976 年に大学院をでて京都大学原子炉実験所（現・複合原子力科学研究所）に入りました。 原子 力の研究者 としてメシを食 うようになり、原 子力 の安全 性について勉 強 を始 めました。１ ９７ ９年 にアメリカでスリーマイル島 原発 事 故 が発 生します。それまでは「 原発 は安全 か危 険 か」 という問 題 の立 て方 をしていましたが、スリーマイル島原発事故 をきっかけに私自身 は、問題の立 て方 が変 わりました。原発が危 険なのは当たり前のことで、「 どれほど危険なのか大事故 が起きたらどんなことになるか」 を調べることを自分の仕事としました。その後、１ ９８６ 年にチェルノブイリ原発事故、つまり原発で想定しうる最悪の事態が起こってしまいました。そうこうするうちに２０１１ 年に福島の原発事故が起こりました。現地に出かけて汚染の状態を調べたり、被曝量を見積もったりしてきました。２０１ ６年に京1

高速炉で「核のゴミ」を減らす？まやかしの高速炉開発と六ヶ所再処理工場との関係

都大学 を定年退職 したのですが、今 も大学に研究員 として席 を残 して福島の調査などを続 けています。

８０００年？３００年？ トリックに隠されたもの
まず、高レベル廃棄物 とガラス固化体、その隔離期間 のトリックについて話 をさせていただきます。
私 の頭 では、地層 処分 の隔 離期間 は２０万 年から１ ００ 万年 だったのですが、それがいつの間 にか８０００年になったり、３００年になったりしていました。そのあと、高速炉についてお話します。
私 が原 子 力 の勉 強 を始 めた頃 、ガラス固化 体 は地層 処 分 をして２ ０ 万年 から１ ００万 年 は人 々の生活 圏から隔離 する、というのが常識でしたが、その当 時、私 自身 はあまりこのテーマに興味 を持 てませんでした。というのは、私自身 、１ ０ 万年 、２ ０万年 先のことにリアリティを持 てなかったからです。
２０１ ６年に名古屋の講演会で一般の方から「 ガラス固化体の隔離期間が８千年になっているのですがどういうことですか？」 と質問されました。エッと思って答えられず、改めて勉強を始めました。
ネットで調 べてみるといろいろな資 料 が出てきました。たとえば、表 １ です。放射 性廃棄 物 はガラス固化 体にすると減容 化されます。これは当たり前です。使用済 み燃 料 をそのまま長期保管 するより、溶かして固める方が体積は減ります。ただガラス固化体にするには再処理工場が必要で、そうすると、ガラス固 化 体 以 外 の放 射 性 廃
棄 物 がワンサカ出 来 ます。放 射
性 廃 棄 物 の総 体 積 は再 処 理 した方 が多 くなるのは間違 いないでしょう。
最 初 にお話 するのは、隔 離 期
間 が２ ０ 万 年 以 上 だったのが８０ ０ ０ 年になって、さらに３ ００ 年になっ ている、そのトリックについ てです。調 べて みる といろ ん
な資 料 が出 てきます。これは高速増殖炉「 もんじゅ」 をやっている人 たちの委 員 会 から出 てきた
資料 です。使用済 み燃料 を直接処分 する場合 の隔離期間 は約１ ０万 年です。再 処理工場 で使用 済
み燃料 から、プルトニウムと燃え残 りのウランを取り出 して、残った高レベル廃 液をガラス固 化体にすると８ ００ ０年 になります。さらに、アメリシウム、キュリウム、ネプツニウムといった、ウランやプルトニウ
ムが中性子 を吸収 してできるアルファ核種は、マイナーアクチノイド（ ＭＡ ） と呼 ばれていますが、それらを取 り除いたら隔離期間 は３０ ０年でいいですよ、となっています。「 エッ！」 と思 いました。３ ００年
なら「 地層処分なんかいらないじゃん！」 となります。六カ所には、低レベル埋設処理場といって、ドラム缶に入った低レベル廃棄物 を浅 いコンクリートピットに埋めてしまう施 設があります。そこで厳重 に管理する期間は３００年です。ということは、ＭＡ を取り除いたガラス固化体もその程度で間に合うので、地層処分は不要となります。
図１ ですが、横軸はガラス固化体が作られてからの時間を年で示していて、１ ００万年、何億年と 102高速炉で「核のゴミ」を減らす？まやかしの高速炉開発と六ヶ所再処理工場との関係

倍 ずつの対 数 表示 になっています。縦 軸 は有 害 度 となっています。有 害 度 というのは、まず、ある核
種 を口 から体 内に取 り込 んだときの１ ベクレル（ Ｂ ｑ） 当 たりの内 部 被曝 量 シーベルト（ Ｓ ｖ ） を求 める
係数（ 内部被曝換算係数： Ｓｖ／Ｂｑ） を、その核種がもっている「 有害係数」 とします。そして、ガラス
固 化 体 に含 まれている各 核 種 のＢ ｑ量 に有 害 係数 を掛 けて、総 和 を求 めたものが、そのガラス固 化
体 の「 有害度（ Ｓ ｖ） 」 というわけです。この横線 は、採 鉱・ 精錬・ 濃縮・ 加工・ 運転・ 再処理 といったプロセスを経 て最 終的 にガラス固化 体に至 る前 の、そもそもの天 然ウランが持っていた「 有 害度」 を示しています。ガラス固 化 体 が天然 ウランと同 じくらいの危 険 度 に戻 るのに、プルトニウムとウランを回収する軽水炉サイクルなら８ ０００年、さらにＭＡ を回収する高速炉サイクルなら３００年という数字 が示されています。
これはどういうトリックかという説明をしましょう。
私 は もと もと 、ガ ラス固 化 体 の
危 険 性 は図 ２ のように変 化 すると
思 っていました。これは栃 山 修 氏
が２ ０ １ ２ 年 の原 子 力 政 策 大 綱 策
定会議で示した図です。もともと、
核 燃 料 サイクル開 発 機 構 （ 現 ・ 日
本 原 子 力 研 究 開 発 機 構 ） が地 層処分のためにまとめた報告書がもとになっています。確 か１ ９９９年くらいに作られた図だと思います。
グラフは、少 しややこしくてマイナスの方 向 にも、０ 年 、１ ０ 年 、１ ０
０ 年 ・ ・ ・ １ ０ ０ 万 年 、１ 億 年 と伸 びています。縦軸 はギガベクレル（ ＧＢ ｑ ＝ １ ０ 億 Ｂ ｑ ） 単 位 になっ てい
ま す。 Ｂ ｑ な ので放 射 能 量 です 。
全 体 の放 射 能 量 が変 わっ ていく
様 子 を示 していま す。ウ ランを採掘 した時 で、ウ ラン鉱 石 の量 は７
５ ０ トンです。その中 にはラジウムや トリウ ムなどウ ラン以 外 の天 然
放 射 性 物 質 が入 っ て いま す 。精錬 でそれら を取 り除 いたら１ ０ 分の１ くらいになります。さらにウラン
濃 縮 の過 程 で放 射 能 量 はまた少なくなります。つま り、ウラン２ ３ ５
濃度の低い劣化ウランの分がなく
なります。

3

高速炉で「核のゴミ」を減らす？まやかしの高速炉開発と六ヶ所再処理工場との関係

それを核 燃 料 に組 み立 てて原 子 炉 の中 で核 分 裂 させるとどれくらい放 射 能 が増えるかというと、私はつかみで約１ 億倍と言っています。原子炉から取 り出した使用済み燃料には大変な量の放射能がありますから、人の生活圏から長く隔離することになります。この図では、ガラス固化体の放射能が、ウラン鉱石７ ５０ トン分の放射能 になるのに５万年 近くかかります。「 隔離 すべき期間： 数十万年以上 」というのは栃山氏 が書き入 れたコメントで、数十万年以上 は隔離が必要 だというのが栃山氏 の見解です。
（５万年でウラン鉱石と同じくらいになるという）この図のトリックを解説すると次のようなります。核燃料１トンを作るのに必要なウラン鉱石は７５０トンで、その放射能量は１０００ＧＢｑです。重さｋｇ当りの放射能量を計算すると１３０万Ｂｑ/ｋｇになります。これはかなりの量です。今、福島第１原発の周辺に中間貯蔵施設を建設して、県内から汚染土壌やガレキを寄せ集めて、その中で１０万Ｂｑ／ｋｇ以上のものは、まだ決まっていな
い最終処分場に持って行くことになっています。つまり１０万Ｂｑ／ｋｇ以上は福島では長期保管することになっています。皆さんには、ウラン鉱石はもともとかなりの放射能を持っているという認識を持っていただきたい。それが７５０トンです。一方、ガラス固化体になると重量は５００ｋｇ。５万年後に放射能量が元のウラン鉱石と同じになったとして、重さ当りにすると２０億Ｂｑ／ｋｇと、もうとんでもない数字です。近づくことはできません。ウラン鉱石なみのレベルに減るには数百万年単位の時間が必要です。重量の違いを無視しているのが第１のトリックです。
次 に、隔離期 間８ ００ ０年 がどうやって出 てきたのか説 明します。図 ３ は、ガラス固 化体一 本当 たりに含まれている各核種のベクレル数と総量の変化を示しています。１ 年、１ ０年、１ ００年、千年、万年、
１ ０万年と横軸は対数表示で、セシウム１ ３７だと３０年で半分に、３００年経つとほぼなくなります。１ ０
万年後あたりで一番問題になるのはテクネチウム９９（ 水色の線） という核分裂生成物です。これを何とか少なく見せたいということで、先にお話しした「 有害度」 が出てきます。テクネチウム９９は、半減期約 ２ ０ 万年 で比 較的 エネルギーが低 いベータ線 を出 しますが、国 際 放射 線 防護 委員 会 （ ＩＣ Ｒ Ｐ） が出 している、１ Ｂｑ を口 から取 り込 んだら何Ｓ ｖ の内部被曝になるかという内 部被曝換算係数 、つまり
「 有 害係 数」 が小 さい。アメリシウムとかプルトニウムに比 べたら大 体３ ００ 分の１ くらいです。そこで、「 有害度 」 で比較 すると、テクネチ
ウム９ ９ の水 色 の線 がすとーんと落ちます。１ 万年後 くらいでは、半減 期 ７ ０ ０ ０ 年 のア メリシウ ム２ ４
３ が主 役 になって、約 ８０ ０ ０年 後にはガラス固 化 体 と元 のウラン鉱
石 の有 害度 が同 じくらいになるという図が出来上がります。放射能量（ Ｂｑ） で比較 していたものを有害 度 （ Ｓ ｖ ） に変 えたというのが第２のトリックです。
次 に、隔 離 期 間 ３ ０ ０ 年 の話 です。先 に有 害度 という指 標 を取 り
入 れたことによって、隔 離 期 間 は4高速炉で「核のゴミ」を減らす？まやかしの高速炉開発と六ヶ所再処理工場との関係

８ ０ ０ ０ 年 となりました。このときに最 も問 題となる核 種 は、半 減期 ７ ０ ０ ０年 のアメリシウム２ ４ ３ や半減期が約 ４３０年のアメリシウム２ ４１ といった、いわゆるマイナーアクチノイド（ ＭＡ ） です。これらを何とかしたい。再処理 プロセスで、ガラス固化体 を作る前に、高 レベル廃 液からＭＡ を抽出 してしまう。
それも９９．９％ という大きな抽出率で除いてしまう。するとＭＡ を含まないガラス固化体は３００年でウラン鉱石 の有害度 と同 じになる。そして、取 り出 したＭＡ は高速炉 の核燃料 に混ぜ込 んで使 うというストーリーです。
図４は日本原子力研究開発機構（ ＪＡ ＥＡ ）のレポートからで、使用済み燃料中の放射性核種を分類して、それぞれ分類ごとの有害度 の推移を示しています。使用済 み燃料の中で最初に多いのは核分裂生成物（ ＦＰ： フィッションプロダクト） です。１ ００年後にはアクチノイド全体が最大になります。使
用 済 み燃 料 のままだと約 １ ０ 万 年 で天 然 ウ ラン並 みになります。再 処 理
して、プルトニウムとウランを回 収 す
ると８ ０ ０ ０ 年 になります。さらに、マイナーアクチノイドも回 収 してＦ Ｐ だ
けになると３００年になります。
では、プルトニウムやマイナーアク
チノイドを完 全に取 り除 くことができるのか？表２は、プルトニウムに関するこれまでの実 績 ですが、回収 率 は
約９９．５％です。９９．９％は相当難しいと思 います。マイナーアクチノイ
ドについては、これまで経験がありませんからデータ はありません。９ ９ ．
９ ％ というのは「 お話 の世 界 」 でしょう。マイナーアクチノイドを含め、高レ
ベル廃 液 から９ ９ ． ９ ％ のアクチノイ
ドを回収するというのが３番目のトリックです。
その昔 、オメガ計 画 というのがあって、使 用 済 み燃 料 からマイナーア
クチノイドやＦＰの中 に金や白 金 といった有 用 金 属 があるので、これらを回 収 して有 効 利 用 しま しょ うとい う
話 でしたが、いつのまにか立 ち消 えになりました。

5高速炉で「核のゴミ」を減らす？まやかしの高速炉開発と六ヶ所再処理工場との関係

高速増殖炉、上手くいくの？
次に、核分裂と高速増殖の原理をお話します。
ウラン２３５（ Ｕ２３５） の原子核は、陽子９２個と中性子１ ４３個の塊です。陽子の間には強い反発力が働いていますが、それでバラバラにならないのは１ ４３個の中性子が「 糊」 の役割を持って引き留めているからです。
そこに中 性子 がもうひとつ入 ってくると、原子 核内 のバランスが崩 れて、２ つに分 裂します。それが核分裂です。その際に、２つの核分裂生成物と余った中 性子が２つか３つ飛 び出ます。その中性子が新たな核分裂に使われて、次々と核分裂が続いて行 くのが核分裂連鎖反応です。「原爆」 とは、核分裂連鎖反応を一瞬（ １ ００万分の１ 秒） のうちに出来るだけたくさん行わせる装置です。「 原子炉」 とは、連鎖反応の進み方を（中性子を吸収する）制御棒でコントロールして一定に保つ装置です。
核 分裂 で出 てくる中性子 は２Ｍ ｅ Ｖ（ ２０ ０万 電子 ボルト） という大 きな運動 エネルギーを持っています。速度にすると光の２０分の１ くらいです。これだけ速度が大きいと隣のウラン２３５の原子核に吸収されにくいので、連鎖反応は起きにくい状態です。日本 で使っている軽水炉では、冷却材である水が中性子のエネルギーを下げる減速材の役割を兼ねています。水（ Ｈ２Ｏ） の成分である水素（ Ｈ） の
原 子核 は中 性子 と同 じ大 きさなので、水 素原 子核 との衝 突によって（ パチンコ玉 どうしが衝 突 したときのように） 中性子 のエネルギーはどんどん下 がって、じきに冷却 水（ 約３０ ０度Ｃ） と平衡 になります。
この状態の中性子は「 熱中性子」 と呼ばれ、出来 たての中性子に比べ約５００倍も核分裂を起 こしやすくなります。軽水炉 は、この熱中 性子 を使って連鎖反応 を維 持するので「 熱 中 性子炉」 と呼 ばれます。
実は、天然組成のウラン燃料では軽水炉で連鎖反応は起きません。天然ウランには、先に説明した
ウラン２３５以外に、中性子が１ ４６個のウラン２３８があります。核分裂を起こしやすいのはウラン２３５ですが、その割合 は０． ７％で、残 りの９９ ．３％ は核分裂 しにくいウラン２ ３８ です。そのため、軽水炉
では、ウラン２３５ の割合を３～５％に高めた濃縮ウランを燃料に使っています。濃縮過程で不要物として発生するのが、「 劣化ウラン」 と呼ばれる、ウラン２３５濃度が０．２％程度に低下したウランです。
ウラン２ ３８が中 性子 を吸収するとウラン２３ ９になります。ウラン２ ３９は半減期２０分でベータ線 を出 してネプツニウム２ ３ ９ になり、さらにネプツニウム２３ ９は半減期 ２ ．４ 日でプルトニウム２３９（ Ｐｕ２３ ９） になります。つまり、軽 水 炉 の炉 心 では、核分裂しにくいウラン２ ３８が次々とプル
トニウム２３９に「 変身」 しています。再処 理 のそもそもの目 的 は、軽 水 炉 の使 用 済 み燃 料 から プルトニウムを取り出 して、高 速 増 殖 炉 の燃 料 に用 いることでした。
廃 炉 になった「 もんじゅ」 が高 速 増
殖 炉 です。「 高 速 」 とい うのは、連 鎖
反 応 に用 いる中 性 子 が速 い、つまり6

高速炉で「核のゴミ」を減らす？まやかしの高速炉開発と六ヶ所再処理工場との関係

エネルギーが大きいことを示しています。中性子の速度を落とさずに連鎖反応を維持するので、冷却
材 に水 は使 えません(図５ ） 。冷 却に選 ばれたのはナトリウムでした。ナトリウムの原 子核 は陽子 が１ １
個 で中 性子 が１ ２個 、合 わせて２ ３ です。中性 子 に比 べ２ ３倍 の大 きさなので、高 速中性 子 が衝突 して散乱 してもほとんどエネルギーが落 ちません。一方 、中性子 のエネルギーが大きいと核分裂 を起 こしにくくなるので、高速炉では核分裂を起こしやすい核燃料、たとえばプルトニウムが使われます。 「 もんじゅ」 の場合は、劣化ウラン８割に約２割のプルトニウムを混ぜて燃料にします。
次 に、「 増 殖」 とは、“核分 裂 で減 る分 以上に新 たに核 燃料 が生成 する”という夢 のような話 です。
「 もんじゅ」 では核分裂をしている炉心の周りにブランケット燃料といって、核分裂をほとんど起こさない劣化ウランが配置 してあります。ブランケット燃料 では、ウラン２３ ８が中 性子 を吸収してプルトニウ
ム２ ３ ９ ができます。「 もんじゅ」 は、炉心での核分裂以上にブランケットでプ
ルトニウムを生 産 する「 高 速 増 殖 炉 」
として建設されました。
増 殖 が可 能 かどうかを判 断 する指標として「 核燃料に吸収される中性子
１ つ当 り新 たに発 生する中性子 数： η（ イータ ） 値 」 という のがありま す。核分 裂連鎖 反応 の維 持にはひとつの中性 子 、増 殖 の ために も ひと つ以 上 の
中性子、さらに漏 れたり材料に吸収されたりする分 を考 慮 すると「 η値 が２ ． ５ 以 上 」 、というのが増 殖 の条 件になります（ 図６） 。
ウランを採 掘して、まず低濃 縮ウランを燃料 として軽水炉 を運転 します。次 に、再 処理 工場 で軽 水炉の使用済み燃料からプルトニウムを取り出して高速増殖炉の燃料にします。高速炉の使用済み燃料 を再び再処理 してプルトニウムを取り出してぐるぐる回 しながら、燃えにくいウラン２３８ を次々にプ
ルトニウムに変えてラン資源を有効利用するというのが「 高速増殖炉サイクル」 のはずでした。軽水炉
ではウランの０．７％のウラン２３５ しか利用できないが、高速増殖炉を使えばウラン資源の６０％を利用できるようになる、と言われていました。
そのために作 られたのが「 もんじゅ」 です。１ ９ ８５ 年 に建 設が始 まり、１ ９ ９ ４年 に臨界、１ ９ ９５ 年 ８
月 に発 電 を始 め、その年の１ ２月 に４０％ の発 電 を実現 します。ところが直 後に２次 系のナトリウム漏れ火災事故を起 こし、事故現場のビデオ隠しなどが社会問題化しました。２０１ ０年になんとか運転を再開したら、燃料取扱機器を炉心のナトリウムの中に落としてしまって運転が再び停止しました。そうしているうちに福島原発事故が起きたり、次々と点検漏れが発覚したりして、結局２０１ ６年に廃炉が決まりました。
「 もんじゅ」 で一番 厄介 なのは、液 体 ナトリウムを用 いる複 雑 な構造 でした。原子 炉を含 む１ 次 系 と中間の２次系がナトリウム冷却です。それから３次系で蒸気を発生させます。ナトリウムは扱いがものすごく大 変で、水 に触 れると爆発的 に反応し、空気に接すると発火 します。水と違って不透 明ですか7

高速炉で「核のゴミ」を減らす？まやかしの高速炉開発と六ヶ所再処理工場との関係

ら、中 にモノを落 としても見えません。ナトリウムは常温では固 まりますから、年 がら年中 、ヒーターで温めておく必要があります。「 もんじゅ」 では停止 していてもずっと１ 万 キロワットの電気が必要でした。
おまけに、ナトリウムは中性子を吸収 して放射化します。ナトリウム ２４とナトリウム２ ２ができるので運転 停止 のときでも容易 に近 づけません。世界 中 で高速 増殖 炉 をやろうとしましたが 、どこも上 手 くいっていません。
今日はガラス固化体の隔離期間と高速増殖炉のことをお話しました。ガラス固化体は再処理工場
で出てくる高レベル廃液を固めたものですが、六カ所の再処理工場は建設が始まって３０年たっても完 成していません。仮に、新 たに高 速炉 を利 用することになったとして、ガラス固 化体からマイナーア
クチノイドを取 り除 くには別 の再 処理工 場が必 要です（ 図７） 。革 新炉 とか次 世代炉とか言 われてい
ますが、いずれも現実性のないマボロシのような話だと私は思っています。
原 子力 ムラがなぜ続 いているのかと言えば、利 権 と特 権 を絆にしているギルドのようなシステムが日 本 の中枢 にはびこっているのだと思 っています。あと忘れてはいけないのが、プルトニウムを扱 う技術は原爆を作る技術だということです。それらが原 子 力 ムラを支 えているの だと私 は考 え てい ま す 。どうもありがとうございました。

図７：これからの高速炉は「高レベル廃棄物減容」や「MA 消滅処理」で活躍するんだとか・・・＊ 本 稿 は 20２ ２ 年 ９ 月 ３０ 日 に開 催 された ND オンラインセミナー「 高 速 炉 で『 核 のゴミ』 を減 らす？ ――まやかしの
高 速 炉 開 発 と六 ヶ所 再 処 理 工 場 との関 係 」 （ https://www.nd-initiative.org/event/11087/ ） での講 演 を
編 集 ・ 再 構 成 したものです。

■今中哲二（ いまなか・ てつじ）
京都大学複合原子力科学研究所・研究員 。専門は原子力工学 。1950 年広島市生 まれ。1976 年東京
工業大学大学院修士課程修了後より京都大学原子炉実験所助手 。2016 年の京都大学定年後は同実
験 所非 常勤 研究 員 。大学 院時 代より日 本 の原 子力 開発 の在り方に疑問 をもちはじめ、研究 者としては、
原 子 力 を進 めるためではなく原 子 力 利 用 にともなうデメリットを明 らかにするための研 究 に従 事 。広 島 ・
長 崎 原 爆 による放 射 線 量 の評 価 、チェルノブイリ原 発 事 故 影 響 の解 明 、福 島 原 発 事 故 による放 射 能 汚染調査と周辺住民 の被曝量評価などを行 っている。
ホームページ： 原子力安全研究グループ http://www.rri.kyoto-u.ac.jp/NSRG/

8高速炉で「核のゴミ」を減らす？まやかしの高速炉開発と六ヶ所再処理工場との関係

高速増殖炉から高速炉、そして無用の長物へ

松久保 肇
原子力資料情報室

はじめに
現在、次世代革新炉が話題になっている。それは岸田文雄首相肝いりの会議体である第２回 GX（ グリーントランスフォーメーション） 実 行 会議 で岸 田 首 相 が原 発 再 稼 働促 進 や原 発 の運 転 期 間 制
限 の撤廃 などと並 び、次世代革 新炉 の開発・ 建設の検討 を指 示したからだ。ただ、次 世代革新 炉 の中身について、GX 実行会議では明らかにされなかった。
では次世代革新炉とは何だろうか。実は、経済産業省は 2022 年 4 月に「革新炉ワーキンググループ（ 以下 WG） 」 を立 ち上げ、革新炉 の開発 や革 新炉の社 会的価値などについて議論 を開始 していた。なお、筆者 はこの WG に 13 人いる委員のなか、唯一の脱原発派として参加している。同年 7月に、WG は中間論点整理「 カーボンニュートラルやエネルギー安全保障の実現に向けた革新炉開発の技術ロードマップ（骨子案）」 を取りまとめた。
これによれば、次世代革新炉とは、革新軽水炉、小型軽水炉、高速炉、高温ガス炉、核融合炉の 5
種 類 の炉型 を指 すようだ。経 産省 は、この骨 子 案 の別 添 としてそれぞれの炉 型 の開発 スケジュールを示 した「 導入 に向 けた技 術 ロードマップ」
を公表した（ 表 1） 。これによれば、最も早い
革新軽水炉は 2030
年 代 半 ばに運転 開始
することになっている。またこれまで、日本 の新型 炉開発 の本命 とされてきた高 速
炉 は実 証 炉 （ 技 術 的
信 頼性 や経 済性 の見

出所：革新炉ワーキンググループ資料などをもとに筆者作成通しを得たるために建設・ 運転される原子炉、一般に原子炉の開発は実験炉、原型炉、実証炉の 3段階を経て商用 炉に向かう）が 2040 年代半ば運転開始とされた。これは、2050 年頃の実用化を目指してきた、これまでの高速炉開発を前倒すものだ。この前倒しの根拠は定かではない。

9

高速炉で「核のゴミ」を減らす？まやかしの高速炉開発と六ヶ所再処理工場との関係トラブルとしがみつきの歴史
日本 の原子力開発 はその当初 から、将来、高速増殖炉 を開 発することを目 標に掲げてきた。例えば、原子力委員会が 1956 年に取 りまとめた最初の原子力長期計画 ですでに、「 原子炉開発の将来の目標は、増殖動力炉の国産化」 とされていた。増殖動力炉とは高速増殖炉のことだ。
日 本の原子力 導入黎 明期 、原子 力開発 先進 国は、こぞって高速増殖 炉開発 に邁 進していた。当時、ウラン資源は希少でいずれ枯渇するとみられたため、高速増殖炉によって、資源量の懸念を拭おうとしたためだ。だが、各国 ともに開発 は難航 した。様 々に課題 があったが、特に、冷却 材 として用いられた液 体 ナトリウムが大きな問 題だった。ナトリウムは水と激 しく反 応 するからだ。たとえば、ロシアの高速増殖原型炉 BN-600 では、1997 年までに 27 回のナトリウム漏洩が発生、内 14 回は火災に至 っている。ロシアだけではない。フランスや米 国 などでもナトリウムをめぐるトラブルが発 生 した。
懸念されていたウラン資源の枯渇も起きなかった。
高速増殖 炉が核拡 散に繋 がりかねないことも問題になった。高速 増殖炉では炉心 の周 りにブランケット燃 料 を装 荷 し、高 速中 性子 を吸収 させることでプルトニウムを増 やしている。プルトニウムには核分裂性のものとそうでないものがあるが、ブランケット燃料のなかで増えているプルトニウムは核分裂性が極めて高くなるからだ。こうしたことが重なり、多くの国で高速炉開発は下火になった。今も開発に取り組んでいるのは、フランス、ロシア、中国、米国、英国などの核兵器保有国と日本だ。日本は、
高速増殖原型炉「 もんじゅ」 をおよそ 2 兆円かけて開発してきたが、1995 年のナトリウム漏洩事故など、トラブルを繰り返し、2016 年に廃止となった。「 もんじゅ」 は 1994 年の運転開始から廃止までの 22 年で稼働したのはわずか 250 日だった。それでも日本は高速増殖炉開発をあきらめなかった。だが、すぐに国内で高速増殖炉を建設するめどがあるわけでもない。
そ こ で 飛 び つ い た の が 、 フ ラ ン ス の 高 速 炉 ASTRID 計 画 だ っ た 。 ASTRID （ Advanced
Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) は、プルトニウムを増殖させることを目標とせず、高速中性子 で長寿命 の放射性物質 を短寿命化 することを目的 とした炉 だ。
だが、それも都合 がよかった。ウランの市場価格 が極 めて安価で推 移する一方 、日本でもフランスでも民 生 用 のプルトニウム余 剰 は深 刻 な状 況 になりつつあっ たからだ。ところが、相 乗 りしたはずのASTRID 計画を 2019 年、フランスが中止した。コスト高な高速炉は少なくとも 2050 年まで開発を検討しないという。
次に日本が飛びついたのは米国の VTR（ Versatile Test Reactor、多目的試験炉）計画だった。VTR は各種高速炉の材料試験に使うための炉として、2018 年、米エネルギー省が GE 日立に発注した。建設費は最大 60 億ドルで全額を政府が提供する。VTR に発電機能はないものの、基本となるデザインは GE 日立が以前設計した高速増殖炉 PRISM だ。2019 年には日米両政府の間で、VTR に関する協力覚書が締結されたが、この VTR 計画もまた窮地に追い込まれている。
これは皮肉なことに、GE 日立が原子力ベンチャー企業 Terra Power（ テラパワー、創業者はビル・ ゲイツ） と組んで始めた高速炉 Natrium の開発と関係している。現在 Terra Power はエネル
ギー省の支援を受けて、2028 年までの Natrium の建設を目指しているが、これも基本のデザイン
は PRISM だ。VTR の当初の運転開始目標は 2026 年だったが、建設開始が遅れ 2027 年着工、竣工は 2032 年まで計画がずれていた。Natrium で必要な研究を VTR で行うはずが、VTR の完
成は Natrium より後になる。であれば VTR に意味はない。そこで、米議会は VTR の予算を削除

10高速炉で「核のゴミ」を減らす？まやかしの高速炉開発と六ヶ所再処理工場との関係した。そして、日本が次にしがみついたのは、この高速炉 Natrium だ。2022 年 1 月、日本原 子力
研究開発機構、三菱重工業、三菱 FBR システムズが Terra Power と協力覚書を締結した。

いったい何のための高速炉？
日本 が高 速増殖炉路 線 を選択 したのはエネルギー安全保 障のためだった。日本には商業 規模 のウラン資源は存在しないが、原発の使用済み燃料にはプルトニウムが含まれる。このプルトニウムを高速増殖炉 で増 やせばエネルギー安全保障に資 するという発想だ。このためには、使用済 み燃料 を化
学的に処 理してプルトニウムを分離 する「再処理」 と呼 ばれる過程 を経 なければならない。ただ、プルト ニウ ムは核 兵 器 に転 用 でき る物 質 で あり 、再 処 理 技 術 は、核 拡 散 に繋 がる ものだ 。そ のため、Terra Power 社は Natrium の使用済み燃料を再処理しない方 針を示している。
高速増殖炉 の実用化に成功 しないまま、核燃料 リサイクル技術の確立 のためとして、日本では、使用済み燃料の再処理を国内外で続けてきた。分離されたプルトニウムはウランと混ぜた MOX（ 混合酸化物）燃料に加工して原発で用いる計画だった。だが、2010 年度までに 16～18 基で導入する計画が、実際には 4 基（ 玄海 3 号機、伊方 3 号機、福島第一 3 号機、高浜 3 号機）にとどまった。
2022 年現在でも 4 基（玄海 3 号機、伊方 3 号機、高浜 3・ ４号機） でしかない。消費が進まない
中で再処理を進めた結果、プルトニウム保有量は 2020 年末現在 46.1 トンとなった。プルトニウムの有意量（１個の核爆発装置の製造の可能性を排除し得ない核物質のおおよその量）を 8kg としている国際原子力機関（ IAEA） の基準で考えれば、約 5800 発分に相当する量だ。
有 り余 るプルトニウム、実 用 化 のめどの立たない高 速 増 殖 炉 という現 実 の前 に、国は、プルトニウ
ム増殖をメリットとして打ち出しにくくなった。そこで、日本の中期的なエネルギー政策指針である「 エネルギー基本計画」 は 2014 年から、高速増殖炉から増殖をとって高速炉と呼び変えるようになった。
目的も増殖から放射性廃棄物の「減容化・有害度低減」 へと変化させた。使用済み燃料を再処理す
れば、使 用 済 み燃料 単 体で地 層処 分 する場 合 に比 べ、処 分 体 の体 積 や有害 度 を減らすことができる。当 然 だ。再 処理 すれば、プルトニウム・ ウランは燃 料 に再 利用 され、再 処理 の過程で使 用済 み燃料のなかに閉じ込められていたヨウ素・ 希ガス・ トリチウムといった放射性物質を環境中に放出する。
また使用済 み燃料の外側にあるジルコニウム製 のさや管などは別途放射性廃棄物として分離 される。
そして残 った高 レベル放 射 性廃 棄物 がガラスに固 められて地 層 処 分 されることになる。つま り「 有 害度低減」 とは、地中に処分する前に分離するか、環境中に放出してしまうということを意味している。
さらに問題となるのは、取り出したプルトニウムを加工した MOX 燃料の使用後の取り扱いだ。使用済み MOX 燃料は通常のウラン燃料に比べて、発熱量や放射能量がかなり多いため、現在、青森県六ケ所村で建設中の再処理工場では処理できない。また、使用済み MOX 燃料に含まれるプルトニ
ウムは核 分 裂 性 以 外 のものを多 く含 み、燃 料 として効 率 的 に使 えなくなっている。地 層 処 分 の処 分
場面積を決定する要因は処分体の体積ではなく発熱量になるため、使用済み MOX 燃料を処分す
る場合 、結 局処分 場の面 積はほとんど減らない。では「 減容化・ 有 害度低減」 を実現するにはどうすればよいか。第一 に高速炉の実用化 、第二に六 ヶ所再処理工場 ではない新しい再処理工場 で使 用済み燃料に含まれる放射性物質をより細かく分離することが求められる。
しかし、高 速 炉 に実 用 化 の見 込 みはあるのか。原 子 炉 の実 用 化 に必 要 なのは、経 済 性 だ。
Natrium は経済性に優れた高速炉というふれこみだが、初号機ということもあって、初期投資に必11高速炉で「核のゴミ」を減らす？まやかしの高速炉開発と六ヶ所再処理工場との関係

要な費用は 40 億ドル（1 ドル 140 円換算で約 6000 億円） と見込まれる。出力は 34.5 万 kW な
ので、kW 当りに換算すると 170 万円になる。一般的な原発の建設費は日本 では kW 当り 40 万円とされているので、およそ 3 倍ということになる。
高 速炉 は建設 費が高 いだけではない。燃料 費 も飛躍的 に高 くなる。なぜなら燃 料はすべて再処 理が必要になるからだ。軽水炉用 MOX 燃料とウラン燃料の価格を比較したところ、国産 MOX 燃料
はトン当 たりでウラン燃 料 の20～50 倍高いことが分かった（ 図 １ ） 。高 速 炉 用 の MOX
燃料は軽水炉用 MOX 燃料
よりも含 まれるプルトニウム量が多 くなり、結 果、燃料 代はより高くなる。
原 子力発 電は一般に初期
投 資 が高 く、燃 料 費 が安 いた
め、出 力 一 定 で運 転 し続 ければ、比 較 的 安 価 な電 源 になりうるとされている。ところが、高速 炉 は初 期 投 資 が通 常 の原 発
よりも大幅に高く、燃料費も数十倍高い。仮に原発が新設 できたとしても、あえて高速炉 を選択する
原子力事業者がでてくるだろうか。新しい再処理工場もそうだ。現在建設中の六ヶ所再処理工場の総コストは約 14.4 兆円と見積もられている。これをさらにもう 1 つ建設しうるのだろうか。

おわりに
高速増殖炉はかつて、日本 のエネルギー安全保障の切 り札としてみなされてきた。しかし、技術的困難性から開発は難航、増殖の夢は遠ざかり、核のゴミの後始末の解決へとその存在意義を切り替えた。しかし、看板 を掛 けかえたところで、技術的な難 しさが変 わるわけではない。また経済性の面でも優位性は存在しない。原子力を開始した 60 年前であれば、自然エネルギーを有効利用する技術は遠い未来だったかもしれない。だが、今日、太陽光や風力は非常に安価に電源として利用できるよ
うになった。もはや、原子力でエネルギー安全保障を考えるのは時代遅れそのものだ。
■松久保肇（まつくぼ・ はじめ）
原子力資料情報室事務局長 。1979 年、兵庫県生まれ。2003 年国際基督教大学卒 、2016 年法政大学大学院公共政策研究科修士課程修了 。金融機関勤務をへて 2012 年より原子力資料情報室スタッ
フ。経産省 の総合資源エネルギー調査会原子力小委員会委員 なども務 める。共著 に「検証 福島第一原発事故」（七つ森書館） 、「原発災害・避難年表」（すいれん舎） など。
編 集 ・ 発 行 ： 新 外 交 イニシアティブ（ ND／ New Diplomacy Initiative ）〒160-0022 東 京 都 新 宿 区 新 宿 1-15-9 さわだビル 5F
TEL： 03-3948-7255 ／ Email： info@nd- initiative.o rg

12