プルトニウム利用政策に関する質問主意書

一九九五年の「もんじゅ」事故で高速増殖炉開発が頓挫し、使用済み核燃料の全量再処理路線をとってきた日本は、利用計画が未定のプルトニウムを大量に保有することになった。このプルトニウム過剰をとりつくろうため、政府の政策でプルトニウム利用の主役として九七年に急浮上したのが、「プルサーマル計画」である。しかし、九六年一月の福井、福島、新潟の三県知事提言が、核燃料サイクルのあり方について国民的合意形成を求めたことに見られるように、プルサーマルなど核燃料サイクルには、国民的合意はなかった。実際、東海再処理工場事故、ＪＣＯ臨界事故、さらに東京電力などの不正事件などが相次いで発生し、原発「安全神話」が崩壊し、国民の中で原発への不信が高まる中で、「プルサーマル計画」は事実上の中止状態になっていた。こうして、政府の原子力長期計画の破綻も明らかになった。

ところが、最近、関西電力の高浜原発三・四号機、日本原電の敦賀二号機・東海二号機、九州電力の玄海原発三号機、四国電力の伊方原発三号機など電力各社は、「プルサーマル計画」の実施にむけて具体的に動き出した。これは、昨年十月に政府が「エネルギー基本政策」の中で「プルサーマルを着実に推進する」とした方針に力を得てのものである。

政府が全量再処理とプルサーマルによるプルトニウム利用に固執するならプルトニウム過剰と原発事故の危険性はさらに深刻な事態に陥ることになる。

政府がこの破綻したプルトニウム政策を根本的に転換することが必要であり、この立場から政府の方針を改めて問うものである。

従って、次の事項について質問する。

一　プルトニウム過剰について

各電力会社がプルサーマル計画をすすめる背景には、海外再処理した使用済み核燃料の返還プルトニウムの問題がある。

１　海外再処理委託の七一〇〇トンはすでに搬出済みだが、再処理が完了する時期とプルトニウム回収量はどう見込まれているか。

また、再処理量とプルトニウム回収量の現状と今後の見通しはどうなっているか。

２　海外再処理以外の使用済み核燃料の現在量、今後四〇年程度の推移及びそこに含まれるプルトニウムの量はどうなっているか。

３　六ヶ所再処理工場が予定通り稼動した場合のプルトニウム回収量は毎年どれくらいと見込まれるか。また、それに対応したプルトニウム消費計画はどうなっているか。

４　１〜３をまとめると、プルトニウムの累積生成量（使用済燃料のものも含む）、累積回収量、累積消費量、及び過剰量について、現状及び今後四〇年程度の推移はどうなるか。

二　内外のプルサーマル実証例について

海外の総てのプルサーマル利用の原発について、発電所の規模（何万キロワット）、炉心を構成する燃料体の総数、その中でＭＯＸ（ウランと核分裂性プルトニウム八％の混合酸化物）燃料の数とその割合、燃焼度について示されたい。

さらに、前記の海外の事例と比較した時、計画中の日本のプルサーマル利用とどこが違うところかを説明されたい。

三　使用前後の組成と放射能の変化について

一〇〇万キロワットの原発の軽水炉で低濃縮ウラン燃料を燃やす通常の場合と、ＭＯＸ燃料を燃やすプルサーマル利用の場合について、それぞれ（ア）燃焼する前、（イ）四〜五万ＭＷｄ程度燃焼させた後の使用済み、この二つの場合に、燃料中の核分裂性プルトニウムの組成はどのようになると考えているのか。

また、この場合に、長寿命で高レベル放射性物質であるアクチノイド系物質の蓄積量・放射線量はそれぞれどのようになるか。これを低濃縮ウランの場合と比較すると、それぞれ何倍になるか。

四　事故時の放出放射線量予測について

１　前記の三の一〇〇万キロワット原発で、仮想事故、重大事故、過酷事故を想定した場合に、低濃縮ウラン燃料使用とプルサーマル利用のそれぞれについて、α線、β線、ｒ線、中性子線の放出量は幾らになると見込んでいるのか。

２　各原発にＭＯＸ燃料を装荷した際の「重大事故」または「仮想事故」時の放射能の想定放出量について、どのような検討がなされたのか。低濃縮ウラン炉心の場合とどのような違いがあるのか。もし、この件が検討されていないとすれば重大であるが、その理由を明らかにされたい。

３　米核管理研究所は、高浜四号機（ＰＷＲ八七万キロワット）の周辺一一三キロメートルの地域での「過酷事故」時の低濃縮ウラン炉心とＭＯＸ炉心について、プルトニウム放出割合がＨ（高）、Ｍ（中）、Ｌ（低）の三ケースで「潜在的がん死」、「急性死」の影響について比較検討し、四分の一ＭＯＸ炉心の場合、潜在的がん死は四二〜一二二％、急性死は一〇〜九八％も高くなる、フルＭＯＸ炉心の場合、潜在的がん死は一六一〜三八六％、急性死は六〇〜四八〇％も、低濃縮ウラン炉心の場合と比較して高くなるとして、ＭＯＸ燃料使用のリスクを厳重かつ正直に行うよう警告している。この米核管理研究所の警告をどう受け止めているか。

五　バックエンドコストについて

原発バックエンドコストが幾らになるのかが大きな問題になると指摘してきたが、電気事業連合会の一八兆八千億円という数字などが示されている。

１　電気事業連合会などは約一〇兆円は回収制度があるとして、残りの約九兆円は新たな国民への直接・間接の負担増を求めているが、国民に負担を求める額とその根拠を示されたい。

２　家計負担は一世帯当たり一二六〇円から一四〇〇円、一月当たりに直すと一一七円という試算値などが示されているが、政府が考えている原発の後処理コストについて、単位発電量当たり幾らか、家計負担としては一世帯当たり幾らかを、また、その計算根拠を示されたい。

３　いかなる形であれ国民に新たな負担増を求めることは絶対に許されないと考えるが、政府の見解はどうか。

六　直接処分コストと再処理コストの計算等についての政府の比較研究について

１　最近、アメリカのＭＩＴ（マサチューセッツ工科大学）やハーバード大学の研究報告の中で、使用済み核燃料の再処理コストは、直接処分と比較して著しくコスト高になると試算されている。こうした試算に反論できるだけの合理性のある試算や研究成果物はあるのか。

２　使用済み燃料の再処理と直接処分とで、比較検討することが必要な段階にきている。政府として、どのような検討をしているのか。

また、民間事業者である電力会社が、経営判断として直接処分を選べるようにすべきとの意見もあるが、どのような見解をとっているのか。

七　全量再処理方式について

使用済み核燃料の「全量再処理」方式は、プルトニウムを総て使い切るということが前提になっている。しかし、このおおもとにあった高速増殖炉（ＦＢＲ）路線が失敗したもとで、再処理に固執すればプルトニウム過剰が深刻になり、世界各国から「日本は核武装するのではないか」と不信の目でみられかねない。中間貯蔵というバッファーを設けても、再処理を前提とする限り本質的には同じである。原子力先進各国の多くは、核不拡散政策、技術的困難あるいはコスト面から再処理など核燃料サイクルから撤退している。

１　日本でも、これ以上、原発の危険を増大させないためにも、国際的不信を招かないためにも、プルサーマル利用と使用済み核燃料の「全量再処理」は止めるべきではないか。

２　また、全量再処理方式の見直しも視野に入れた原子力長期計画改定の議論が行われようとしているときに、六ヶ所再処理工場の劣化ウランを使った試運転は再検討すべきではないか。さらに、本格運転もやめる決断をするべきと考えないのか。

右質問する。

一の１について

電気事業連合会を通じ実用発電用原子炉を有する十社の電気事業者（以下「本件電気事業者」という。）から聴取したところ、お尋ねの点については、次のとおりであるとのことである。

本件電気事業者が海外の再処理事業者に再処理を委託した約七千百トン・ヘビーメタルの使用済核燃料（以下「海外再処理核燃料」という。）については、本年三月末現在、そのうち約六千八百トン・ヘビーメタルの使用済核燃料について再処理を終了しているところであり、これまでに回収されたプルトニウム二三九及びプルトニウム二四一（以下「核分裂性プルトニウム」という。）の量は、約二十七トンである。残りの約三百トン・ヘビーメタルの使用済核燃料については、平成十八年ごろまでに再処理を終了する予定であり、今後、約五トンの核分裂性プルトニウムが回収される見込みである。

一の２について

電気事業連合会を通じ本件電気事業者から聴取し、また、日本原燃株式会社（以下「日本原燃」という。）等国内の再処理事業者から聴取したところ、本年三月末現在、本件電気事業者が有する実用発電用原子炉から生じた使用済核燃料（海外再処理核燃料を除く。）の量は、約一万二千トン・ヘビーメタルであり、これに含まれる核分裂性プルトニウムの量は、約七十一トンであるとのことである。

電気事業連合会を通じ本件電気事業者から聴取したところ、本件電気事業者が有する実用発電用原子炉から生じる使用済核燃料の量の「今後四〇年程度の推移」については、当面は年間約九百トン・ヘビーメタルから約千トン・ヘビーメタルで推移し、その後、現在計画中の実用発電用原子炉がすべて運転を開始した段階で年間約千二百トン・ヘビーメタルから約千三百トン・ヘビーメタルとなる見込みであるとのことである。また、これらの使用済核燃料に含まれる核分裂性プルトニウムの量については、燃料集合体の種類等により、燃料集合体ごとに大きく異なるものとなることから、これを長期間にわたり推計し、お示しすることは困難である。

一の３について

日本原燃の六ヶ所再処理工場が本格的に稼働すると、同工場において、年間約五トン弱の核分裂性プルトニウムが回収される見込みである。

また、同工場で回収される核分裂性プルトニウムについては、当面、プルサーマル（軽水炉におけるウラン・プルトニウム混合酸化物燃料の利用をいう。以下同じ。）及び高速増殖炉等の研究開発に係る利用が想定される。プルサーマルについては、本件電気事業者が公表している計画のとおり平成二十二年ごろ以降十六基から十八基の実用発電用原子炉においてプルサーマルが実施された場合、合計で年間約五トンから約八トンの核分裂性プルトニウムの利用が見込まれ、高速増殖炉等の研究開発については、高速増殖原型炉「もんじゅ」が運転を再開した後は、年間数百キログラムの核分裂性プルトニウムの利用が見込まれる。

一の４について

本年三月末までに、本件電気事業者の実用発電用原子炉において生成された核分裂性プルトニウム（本年三月末時点で、実用発電用原子炉内に存するものを除く。）の量は、約百八トンであり、そのうち再処理により回収された核分裂性プルトニウムの量は、約三十二トン（核燃料サイクル開発機構東海事業所の再処理施設で回収された約五トンを含む。）である。また、回収された核分裂性プルトニウムのうち約三トンが既に消費されている。

核分裂性プルトニウムの「累積生成量」、「累積回収量」、「累積消費量」及び「過剰量」の「今後四〇年程度の推移」については、一の２についてで述べたように本件電気事業者の実用発電用原子炉において生成される核分裂性プルトニウムの量を長期間にわたり推計することが困難であること、プルサーマルを実施する実用発電用原子炉の数等に係る長期的な計画が明らかではないことなどから、お示しすることが困難である。

二について

「海外の事例と比較した時、計画中の日本のプルサーマル利用とどこが違うところかを説明されたい」とのお尋ねについては、どのような観点からの比較を行うべきかが明らかでないためお答えすることは困難であるが、政府が把握しているウラン・プルトニウム混合酸化物（以下「ＭＯＸ」という。）を使用している海外の実用発電用原子炉についてのお尋ねの事項及びこれらの事項に関する核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和三十二年法律第百六十六号。以下「原子炉等規制法」という。）第二十六条第一項に基づきＭＯＸ燃料を使用することを可能とする旨の許可を行った我が国の実用発電用原子炉のデータは、別表第一のとおりである。

三について

我が国には電気出力が百万キロワットの実用発電用原子炉が存在しないため、電気出力が百十万キロワットの東京電力株式会社柏崎刈羽原子力発電所三号炉（以下「柏崎刈羽三号炉」という。）を例に挙げてお尋ねの点にお答えすれば、東京電力株式会社から聴取したところ、柏崎刈羽三号炉において、標準的な組成のＭＯＸ燃料（燃料集合体平均核分裂性プルトニウム含有率約二・九重量パーセント）及びウラン燃料（燃料集合体平均濃縮度約三・七重量パーセント）を燃焼した場合における当該ＭＯＸ燃料及びウラン燃料に係る燃焼前後の核分裂性プルトニウムの組成及びアクチノイド系物質（原子番号八十九から百三までの元素）の量は、別表第二及び別表第三のとおりであるとのことである。

お尋ねのアクチノイド系物質からの放射線量については、ＭＯＸ燃料及びウラン燃料から放出される放射線量からアクチノイド系物質に係る放射線量を分離して特定することが困難であることから、お答えすることができない。

また、「低濃縮ウランの場合と比較すると、それぞれ何倍になるか」とのお尋ねについては、一般に、実用発電用原子炉で認められる最高燃焼度は、ＭＯＸ燃料を使用した場合とウラン燃料を使用した場合で異なっており、お尋ねのアクチノイド系物質の量についても、ＭＯＸ燃料に係るものとウラン燃料に係るものとでは、異なる燃焼度を前提として算定していることから、両者を単純に比較することは適切ではないと考える。

四の１について

原子炉等規制法第二十三条第一項の規定に基づく原子炉の設置許可及び原子炉等規制法第二十六条第一項の規定に基づく原子炉の設置変更許可に係る安全審査を行うに当たっては、原子炉冷却材喪失等の事象（以下「評価対象事象」という。）について、重大事故（「原子炉立地審査指針及びその適用に関する判断のめやすについて」（昭和三十九年五月二十七日原子力委員会決定）における原子炉立地審査指針一・二ａに規定する重大事故をいう。以下同じ。）及び仮想事故（同指針一・二ｂに規定する仮想事故をいう。以下同じ。）を想定し、ガンマ線及びベータ線を放出する希ガス等（以下「評価対象放射性物質」という。）について、環境中への放出量に関する評価を行っているところであるが、現在までにＭＯＸ燃料の使用が可能である旨の許可を行っているＭＯＸ燃料の炉心装荷率が三分の一以下の実用発電用原子炉については、ＭＯＸ燃料を装荷した炉心に係る重大事故及び仮想事故発生時の放射性物質の放出量について、ウラン燃料を装荷した炉心に係る場合と違いがないものとして安全性の評価を行っているところである。柏崎刈羽三号炉における重大事故を想定した場合及び仮想事故を想定した場合の評価対象事象に係る評価対象放射性物質の放出量についても、ウラン燃料を装荷した場合とＭＯＸ燃料を装荷した場合とで違いがないものとして安全性の評価を行ったところであり、当該放出量は、別表第四及び別表第五のとおりである。

また、お尋ねの「過酷事故」については、工学的には想定されないほど発生の可能性が低いことから、安全審査に当たってそのような事故を前提とした評価を行っておらず、また、アルファ線及び中性子線を放出する放射性物質の環境中への放出についても、重大事故及び仮想事故の発生時にかかる放射性物質が環境中に放出される可能性が極めて低いことから評価を行っておらず、これらの点に係るお尋ねの事項については、お答えすることが困難である。

四の２について

「発電用軽水型原子炉施設に用いられる混合酸化物燃料について」（平成七年六月十九日原子力安全委員会了承）において、最高燃焼度が燃料物質一トン当たり四万五千メガワット日以下であるとの前提の下、ＭＯＸ燃料の炉心装荷率が三分の一程度までであれば、ＭＯＸ燃料を装荷した炉心とウラン燃料を装荷した炉心との核分裂生成物の蓄積量の差異は、「現行の安全評価手法の有する保守性の範囲内であることを確認した」とされているため、四の１についてで述べたとおり、ＭＯＸ燃料の炉心装荷率が三分の一以下の実用発電用原子炉については、ＭＯＸ燃料を装荷した炉心に係る重大事故及び仮想事故発生時の放射性物質の放出量について、ウラン燃料を装荷した炉心に係る場合と違いがないものとして安全性の評価を行っている。

また、ＭＯＸ燃料の炉心装荷率が三分の一を超える場合については、「改良型沸騰水型原子炉における混合酸化物燃料の全炉心装荷について」（平成十一年六月二十八日原子力安全委員会了承）において、核分裂生成物の炉心内蓄積量の計算に用いる核分裂収率（放射性物質が特定の核種の核分裂生成物を生じるような核分裂の数の全核分裂数に対する割合）に関し、「評価対象となる各事象（事故、重大事故、仮想事故、平常時運転時）及び核種（希ガス、よう素）毎に、ウラン二三五の核分裂収率を用いる場合とプルトニウム二三九の核分裂収率を用いる場合とを比較して、判断基準に対してより保守的な結果を与える方の核分裂収率をそれぞれ選択して評価すること」とされており、ウラン燃料を用いる場合と比較して、より保守的に放射性物質の放出量の評価を行うこととしている。

四の３について

お尋ねの「米核管理研究所」の報告は、ＭＯＸ燃料を装荷した炉心に係る事故の影響について、原子炉施設の閉じ込め機能が喪失し、プルトニウムが環境中に放出されるなど、極端な前提をおいて評価を行ったものであると承知しており、かかる事故の影響を評価するに際して、必ずしも参考とすべきものとは考えていない。

五について

政府としては、いわゆるバックエンド事業は、原子炉の運転によって生じる使用済核燃料の再処理等に係る事業であることから、原子力発電の受益者がこれを支えていくことが基本であると考えているが、具体的に、どのような費用について、どのような主体が、どのような形で負担すべきかなどについては、本年六月十八日に総合資源エネルギー調査会電気事業分科会制度・措置検討小委員会から総合資源エネルギー調査会電気事業分科会（以下「分科会」という。）へ報告された「制度・措置検討小委員会における考え方について」（以下「小委員会報告」という。）を踏まえて、現在、分科会において審議が進められているところであり、お尋ねの「国民に負担を求める額とその根拠」並びに「単位発電量当たり」及び「一世帯当たり」の「政府が考えている原発の後処理コスト」及びその「計算根拠」について、現時点においてお答えすることは困難である。

なお、小委員会報告においては、今後、バックエンド事業に要することとなる費用等について、次のような考えが示されているところである。

電気事業者から示された約十八兆八千億円のバックエンド費用については、その内訳について費目ごとに検討すれば、現行の使用済核燃料再処理引当金及び特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律（平成十二年法律第百十七号）第十一条の規定に基づく拠出金（以下「現行の引当金等」という。）の対象となっている費目に係る費用が約十兆千億円、現行の引当金等の対象とはなっていないが、今後、引当金の対象とすべき費目に係る費用が約五兆千億円、費用が発生した年度の当期費用として経理すべき費目に係る費用が約三兆七千億円と整理することができる。

これらの費用のうち、費用が発生した年度の当期費用として経理すべき費目に係る費用を除いた約十五兆千億円の引当て及び拠出が料金原価に与える影響については、二パーセントの割引率を用いて仮に試算すれば、一キロワット時当たり三十六銭程度と見積もることができるが、この見積額については、今後、様々な要因により変動する可能性がある点について留意する必要がある。

六及び七の１について

御指摘の「ＭＩＴ（マサチューセッツ工科大学）やハーバード大学の研究報告」においては、一定の前提の下に、使用済核燃料を直接処分した場合に要する費用（以下「直接処分費用」という。）と再処理した場合に要する費用（以下「再処理費用」という。）を比較し、直接処分費用の方が相当程度少なくなるものとされているが、他方、平成六年に発表された経済協力開発機構原子力機関（ＯＥＣＤ／ＮＥＡ）の報告書「核燃料サイクルの経済性」（以下「ＯＥＣＤの報告書」という。）においては、それとは異なる前提の下で同様の比較を行った結果、直接処分費用と再処理費用との差は、「ＭＩＴ（マサチューセッツ工科大学）やハーバード大学の研究報告」におけるものに比して相当程度小さいものとなっているところであると承知している。

政府としては、現在、「原子力の研究、開発及び利用に関する長期計画」（以下「長計」という。）の策定のための作業を進めているところであるが、核燃料サイクル政策については、本年六月に行われた第一回原子力委員会新計画策定会議において、使用済核燃料の直接処分等を含めて使用済核燃料の処分方法について比較検討を行うべきであるなどの意見があったことなどを踏まえ、今後の原子力委員会新計画策定会議において、「ＭＩＴ（マサチューセッツ工科大学）やハーバード大学の研究報告」やＯＥＣＤの報告書も必要に応じて参考にしつつ議論が行われることとなるものと考えている。

また、使用済核燃料の処理については、現行の長計において、「国民の理解を得つつ、使用済燃料を再処理し回収されるプルトニウム、ウラン等を有効利用していくことを国の基本的考え方とする。したがって、民間事業者には今後ともこの考え方に則って活動を継続することを期待する」としているところである。

七の２について

長計については、原子力委員会が、昭和三十一年からこれまでおおむね五年ごとに合計九回策定してきており、平成十二年十一月の現行の長計の策定から、来年十一月で五年を迎えることとなるため、原子力委員会が新たな長計の策定作業に着手したところである。ウラン試験の実施等日本原燃の六ヶ所再処理工場の稼動に向けた個別の事業の具体的な進め方については、このような状況も踏まえて、実施者である日本原燃が安全確保を前提に地元の理解を得つつ判断するものであると考える。