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プルトニウム利用政策に関する質問主意書
右の質問主意書を提出する。 １９９５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９７年に急浮上したのが、「プルサーマル計画」である。しかし、９６年１月の福井、福島、新潟の３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。 一 プルトニウム過剰について １ 海外再処理委託の７１００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。 ２ 海外再処理以外の使用済み核燃料の現在量、今後４０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４０年程度の推移はどうなるか。
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（ＰＷＲ８７万キロワット）の周辺１１３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１６１〜３８６％、急性死は６０〜４８０％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。
２ 家計負担は一世帯当たり１２６０円から１４００円、一月当たりに直すと１１７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。
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。
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。 平成１６年７月６日受領 内閣衆質１５９第１８８号 内閣総理大臣 小泉純一郎 衆議院議長 河野洋平 殿 衆議院議員吉井英勝君提出プルトニウム利用政策に関する質問に対し、別紙答弁書を送付する。 -------------------------------------------------------------
電気事業連合会を通じ実用発電用原子炉を有する１０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。 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３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１万２千トン・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７１トンであるとのことである。 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５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。 一の４について 本年３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３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１０８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３２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５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３トンが既に消費されている。 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３２年法律第１６６号。以下「原子炉等規制法」という。）第２６条第１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１００万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１１０万キロワットの東京電力株式会社柏崎刈羽原子力発電所３号炉（以下「柏崎刈羽３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３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２．９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３．７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８９から１０３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。 四の１について 原子炉等規制法第２３条第１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２６条第１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３９年５月２７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３分の１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３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。 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７年６月１９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１トン当たり４万５千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３分の１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３分の１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。 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６月１８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。 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６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。 七の２について 長計については、原子力委員会が、昭和３１年からこれまでおおむね５年ごとに合計９回策定してきており、平成１２年１１月の現行の長計の策定から、来年１１月で５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。 |