昭和57年原子力年報

　「昭和57年原子力年報」は、昭和57年10月22日の原子力委員会において決定され、昭和57年10月26日の閣議に報告された。

　本年報は第１章総論、第２章以降各論及び資料編から構成されており、以下に第１章を掲載する。

　昭和57年６月、原子力委員会は六度目に当たる新しい原子力開発利用長期計画を決定した。

　本章では、この新しい長期計画策定の背景となった原子力開発利用の動向について、昭和56年４月以降の動向を中心に明らかにする。

　我が国の原子力発電は、今や技術的にも経済的にも電力供給の中核をなすのに十分なものとなっており、昭和56年度の電気事業者による発電電力量では、原子力発電が水力発電を凌ぎ、稼動率も好調のうちに推移した。

　我が国の原子力発電は、昭和57年３月四国電力㈱伊方発電所２号機が、同年４月には東京電力（株）福島第二原子力発電所１号機が、それぞれ新たに運転を開始したことにより、現在、運転中の商業用原子力発電設備は24基、総電気出力1,717万７千キロワットとなり、昭和57年６月末における総発電設備容量の12.5％を占めるに至った。

　電気事業者による発電実績では、昭和56年度における原子力発電による発電電力量は872億キロワット時で、総発電電力量の16.7％を占め、初めて水力発電による発電電力量を凌ぐものとなった。これは、原子力発電所の運転が順調に行われた結果であり、昭和56年度の設備利用率は前年度に引き続き60％を越え61.7％に達し、さらに、昭和57年度上半期には73.6％（前年度同期65.9％）という高い設備利用率を記録した。

　我が国の場合、原子力発電所の定期検査を平均３～４ケ月にわたって慎重に実施しているため、年平均の設備利用率は最大でも70％前後になることからみると、昭和55年度、昭和56年度は極めて良好な成績を示したといえる。その理由は、昭和40年代後半に発生した応力腐食割れ、蒸気発生器細管損傷などの初期故障に係る原因究明がなされ、所要の改善が大方終了し、このため補修工事を含む定期検査の期間が短縮されたこと、また、海外の事故・故障例などを教訓として予防対策が実施されてきておりその効果が発揮されたこと、さらに品質管理技術の向上の努力の効果が見られてきているなどが考えられる。

　また、建設中のものは、昭和57年３月に日本原子力発電（株）敦賀発電所２号機、同年６月には中部電力（株）浜岡原子力発電所３号機の工事計画が認可されたことにより、合計11基、総電気出力1,070万４千キロワットとなっている。

　さらに、電源開発基本計画に組み込まれている建設準備中のものは、昭和56年11月に東北電力（株）巻原子力発電所１号機、昭和57年３月に北海道電力（株）泊発電所１号機・２号機、昭和57年９月には九州電力（株）玄海原子力発電所３号機・４号機の計画が加わったことにより、合計８基、総電気出力736万３千キロットとなっている。

　以上、運転中、建設中及び建設準備中のものの合計は、43基、総電気出力3,524万４千キロワットなっている。

　なお、昭和56年４月以降の主要各国の原子力発電開発の状況としては、運転中の原子力発電設備容量で第１位の米国が、新たに４基（442万キロワット）運転開始し、昭和57年６月末現在、総計77基、6,090万キロワットとなり、第２位のフランスが新たに７基（670万キロワット）運転開始し、総計30基、2,302万キロワットとなった。第３位は日本で、前述したとおりの状況である。また、ユーゴスラビアが66万キロワットの原子力発電所を運転開始し、新たに原子力発電国の仲間入りをする等、原子力発電国は23ケ国となり、その総発電設備容量は１億6,835万キロワットとなつた。

　我が国の将来の原子力発電規模については、昭和57年４月23日の閣議において決定された「石油代替エネルギーの供給目標」の中で、昭和65年度において原油換算6,700万キロリットルを目標とすることが定められ、この目標を達成するための発電設備容量は4,600万キロワット（総発電設備容量の22.0％）、年間発電電力量は2,550億キロワット時（総発電電力量の30・１％）としている。

　これは、エネルギー需要の見通しが以前とくらべ相当下方修正される事態の中にあっても、原子力発電が、自主的な核燃料サイクルの確立とあいまって供給安定性のある準国産エネルギーとして位置づけられるとともに、経済性・大量供給性等数多くの優れた特性を有しており、このため、電力供給の中核的役割を担うものとして、今後ともその開発を最大限に推進すべきものという考え方の下に、最近の立地状況及びリード・タイムを勘案しつつ、定められたものであり、前回の供給目標（昭和55年11月閣議決定）の原子力発電設備容量5,100万キロワット～5,300万キロワットに比べ１割程低い数字となっているが、１次エネルギー供給に占める原子力の割合は、10.9％から11L3％へ増加した計画となっている。

　原子力開発には長期間のリー・ド・タイムを要し、我が国の原子力開発利用を計画的に進めるには、より長期的な原子力発電規模の見通しが必要である。

　我が国の電力需要は、経済成長率の低下を反映して伸びが鈍化する傾向にあるものの、今後とも国民生活の向上等に伴って確実に増大する見込みであり、昭和75年（西暦2000年）には、国内エネルギー最終需要の約４割、１兆１千億キロワット時程度に達するものと想定されている。こめ電力需要想定の下に、長期にわたる電力供給の安定確保を図り、また．一次エネルギー価格の実質的上昇による影響を緩和しうるような電力供給基盤を確立するために、原子力発電をその中核として着実に増加させることが期待されており、これにより、昭和75年度において、原子力発電は総発電設備容量の３割程度、約9,000万キロワットとなり、また、年間発電電力量は5,200億キロワット時（総発電電力量の約43％）と想定されている。

　主要国の原子力発電計画のうち、米国の第３次国家エネルギー計画（昭和56年７月）、フランス国民議会決定（昭和56年10月）、西独のエネルギー計画第３次改訂（昭和56年11月）などが、新たに示されたものであり、総じて、経済成長率の低下傾向の中でエネルギー需要の伸びの鈍化を反映させたものとなっているが、原子力発電が石油代替エネルギーの中で重要な位置を占めることに変化はない。この中で、フランスは、土ネルギー需要のうち電力の占める割合を極力増大させる政策をとり、その電力を経済性の高い原子力発電で賄う計画を推し進めており、昭和65年（1990年）において、電力の約７割を原子力発電により賄う計画である。昭和65年（1990年）における計画を比較すると総発電電力量に占める原子力発電の割合では、フランスに次ぐのは西独（32％）、次いで日本（30％）、英国（24％）、米国（22％）となっており、他の先進諸国と異なり国内エネルギー資源に乏しい我が国の目標が、我が国と同様、資源に恵まれずエネルギーの自立を目指すフランスのそれに比べてかなり低い数字となっている。

　原子力発電の拡大を支える原子力発電所の立地動向としては、先に述べたように、昭和56年度には、昭和50年度に鹿児島県川内地点が決定されて以来６年ぶりの新規立地地点として新潟県巻地点及び北海道泊地点が、また、昭和57年度上期においては、九州電力（株）玄海原子力発電所３号機・４号機が電源開発基本計画に組み込まれ、明るいきぎしが見えてきたものと言える。

　しかし、昭和65年度4,600万キロワットの原子力発電開発目標を達成するには、現在、運転中、建設中及び建設準備中の原子力発電所の総電気出力約3,500万キロワットに加えて、運転開発に至るリード・タイムを考慮すれば、目標との差分1,100万キロワット程度の立地を、この２年間程度のうちに決決しなければならず、目標の実現には格段の立地努力が必要である。

　このため、原子力発電の必要性、安全性等について地元住民の理解を深め、協力を得るため、広報活動等が積極的に推進されるとともに、電源立地の円滑化に資するとの観点から立地地域の振興を図るための施策が充実、強化されてきている。

　広報活動については国民の原子力に対する意識動向に十分答えるものである必要がある。総理府が昭和56年11月に行った「省エネルギーに関する世論調査」の結果では、前回の調査（昭和55年11月）にくらべ、国民の多数が原子力発電の必要性を認めているという状況は変らないものの、原子力発電所に対し不安感を抱く者の増加、原子力発電所の安全対策に信頼感を示す者の減少がみられた。このような国民の意識の変化は、昭和56年４月の日本原子力発電（株）敦賀発電所の事故の影響によるものと考えられる。敦賀発電所の事故は、周辺環境を含め、放射性物質により何ら影響を与えるものではなかったが、その社会的影響は大きく、改めて安全管理の徹底が図られた。今後、きめの細かい安全確保対策を一層充実させ、原子力発電所の安全運転の実績を積みあげることが、国民の原子力に対する理解の一層の向上を図る前提であるが、特に、事故・故障が発生した場合に、正しい情報を的確に国民に伝えると同時にその経験を原子力発電関連施設の運転等に適切に反映し再発を防ぐことが必要である。

　具体的な広報活動については、従来から広報資料の作成配布、各種研修の実施等積極的な広報活動が行われているが、昭和56年度からは、特に立地の初期段階において国自らが広報を行う他、地方自治体の行う広報へ助成を行うこととした。さらに昭和57年度において民間有識者等を地元の要請に応じて機動的に派遣する制度を創設した。

　また、これまで精力的に進められた各種安全研究、あるいは、実規模又は実物に近い形で行われている各種実証試験の結果が積み重ねられてきており、その成果を積極的に活用して、国民の不安の解消に努めているところである。

　原子力発電所等原子力施設の立地は、立地地域の人口をはじめ雇用、産業、財政などの幅広い分野にわたって多大な影響をもたらしており、立地市町村の地域振興の機会となっている。例えば、原子力発電所の立地に伴う固定資産税等は、地元市町村の財政に寄与するとともに、いわゆる電源三法に基づく電源立地促進対策交付金により公共用施設の整備等生活環境の整備、充実が図られている。しかし、近年地元の要望が、公共用施設の整備による福祉の向上から、雇用機会の増大等による地域の社会的、経済的発展へと広がるようになった。

　これに対応して、立地地域振興のための国の施策として、昭和56年度には、発電所施設周辺地域の住民の雇用確保等を図るため、原子力発電施設等周辺地域交付金及び電力移出県等交付金からなる電源立地特別交付金が創設されるなど、いわゆる電源三法に基づく交付金制度の充実が図られた。

　さらに、昭和57年度においても、電源地域への企業立地を促進するため、都道府県による立地企業の設備資金需要に対する融資制度の整備を促進することとし、このため電力移出県等交付金の増額がなされるなど、地域振興施策の一層の強化が図られた。

　今後の地域振興の方向としては、いわゆる電源三法の活用とともに在来の各種地域振興策をも十分活用して地域の産業の振興を図るほか、地方自治体が地域振興ビジョンを立案するに当って国が支援を行うなど、地域の実情に応じた多様なものとすることが望まれる。

　我が国においては、安全の確保なくしては原子力開発利用の進展はあり得ないとの観点から、従来から安全の確保に万全を期して原子力開発利用を進めてきており、昭和41年に我が国で初めて商業用発電炉が運転を開始して以来、今日まで従業員に放射線障害を与えたり、周辺公衆に放射線の影響を及ぼすような事故、故障は皆無であるという実績からも、今日、原子力発電所の安全性は基本的に確立していると言える。

　特に昭和53年には、原子力基本法の基本方針に「安全の確保を旨とし」と明記されるとともに、主として安全確保のための規制及びその政策を担当する原子力安全委員会が設置され、また、安全規制行政の一貫化が行われるなど安全確保のための新しい体制が発足し、この体制のもとで安全規制の充実、安全研究の推進、安全審査基準の整備等が着実に進められている。

　今後とも安全確保の努力を不断に行い、原子力発電の拡大に対応して、安全確保対策を一層充実させることとしており、このため国は、業務量の増大に対処するための規制体制の充実、強化等を図り、一方、電気事業者は、より一層運転管理を徹底するため、運転員の資質の維持向上、定期検査従事者の技能の維持向上等を図る必要がある。

　なお、昭和56年度電気事業法及び原子炉等規制法の規定に基づき報告された原子力発電所の事故・故障等は36件、昭和57年度に入ってからは、９月末まで、11件であった。いずれの場合も放射線及び放射性物質による従業員及び周辺公衆への影響はなかった。

　軽水炉は今後とも長期にわたり我が国の原子力発電の主流となる炉型であり、この軽水炉を我が国において一層定着化させ安定した運転を維持しうるよう努めることが極めて重要である。

　このため、国、電気事業者及び機器メーカーが一体となって昭和50年度から昭和55年度にかけて第一次及び第二次改良標準化計画を実施した。

　この結果、従業員の作業放射線量の低減、稼働率の向上等の成果をあげており、これは、我が国で現在建設中もしくは建設準備中のプラントに適用されている。

　さらに、昭和56年度からは、昭和60年度終了を目途として、第三次改良標準化計画を開始した。ここでは、第一次及び第二次改良標準化計画に引き続き在来型の軽水炉について一層の改良標準化を図るとともに、改良型軽水炉（APWR及びABWR）の開発により、炉心を含むシステム全体としての改良及び標準化を行い日本型軽水炉の確立を図ることとしている。昭和56年度はその具体的な実施方針、内容等を検討した。また第三次改良標準化計画に沿って、その中で特に重要な技術課題であるインターナルポンプ及び高性能燃料について安全性及び信頼性に関する確証試験を昭和56年度から開始した。

　また、機器類の品質保証については、その一層の充実を図るため、国としても指針類の策定をはじめとする品質保証の基盤の整備等積極的な方策を実施している。

　放射性廃棄物の処理処分を適切に行うことは、原子力開発利用を進めていく上で重要な課題であり、国民の関心事でもある。このための施策については、従来から長期的観点に立ち計画的かつ積極的に進めてきている。昭和54年１月に設置された原子力委員会放射性廃棄物対策専門部会は、原子力委員会が昭和51年10月に決定した放射性廃棄物処理処分対策の基本的考え方を基に、その後の調査、研究等の成果も踏まえ具体的な施策の促進を図るための検討を進め、昭和55年12月には「高レベル放射性廃棄物処理処分に関する研究開発の推進について」、昭和57年６月には「低レベル放射性廃棄物対策について」をとりまとめ、原子力委員会に報告した。これらの検討結果は、新しい長期計画にも取り入れられた。

原子力発電所等から発生する低レベル放射性廃棄物は、昭和57年３月末現在で約41万本（200Lドラム缶換算）が原子力施設に安全に保管されているが、原子力開発利用の進展により、その累積量は昭和65年には約110万本、昭和75年には約180万本に達すると推定されている。これらの低レベル放射性廃棄物については、まず発生量の低減を図り、発生した放射性廃棄物はできるだけ減容し、固化するなどの処理を行うことが重要であり、現在焼却設備の導入などが進められているほか、民間を中心として技術開発が進められている。

　これら低レベル放射性廃棄物の処分は、海洋処分と陸地処分を併せて行う方針であり、海洋における処分については、国際的な基準を踏まえ深海底に処分することとし、これまで環境安全評価、国内法令の整備、国際条約への加盟等、所要の準備が進められてきた。また、内外関係者に対しては、海洋処分の安全性等の説明等理解を得るための努力を払ってきたが、未だ十分な理解を得るに至っておらず、今後ともあらゆる機会をとらえ、内外関係者の理解を得るよう努めていく必要がある。

　陸地処分については、できるだけ早期に処分を開始することを目標に、安全評価手法の整備を図り、一連の処分技術を実証するため試験的な処分を実施した後、本格的な処分に移行する方針であり、現在、（財）原子力環境整備センター、日本原子力研究所を中心に、陸地処分時における安全評価手法の整備のための試験研究が行われている。

　さらに、低レベル放射性廃棄物を原子力発電所等の敷地外において長期的な管理が可能な施設に貯蔵することについても、これまでの経験を踏まえ、早期に開始するよう諸準備が進められている。

　再処理施設から発生する高レベル放射性廃液は、ガラス固化して安定な形態にし、放射能による発熱が減少する間貯蔵した後、最終的には地層処分する方針であり、現在この方針に沿って動力炉・核燃料開発事業団、日本原子力研究所を中心として研究開発が進められている。

　ガラス固化に関する技術開発については、動力炉・核燃料開発事業団において放射性物質を扱わないコールド実規模試験が順調に進められているほか、昭和56年10月に完成した高レベル放射性物質研究施設において東海再処理工場からの実廃液を用い、実験室規模試験を行うこととしている。

　処分技術については、2000年以降できるだけ早い時期に確立することを目標として調査研究を進めており、動力炉・核燃料開発事業団においては、実験室における岩石の諸特性の調査、フィールドにおける処分に適する地層を選定するための手法の開発を行っているほか、経済協力開発機構原子力機関（OECD／NEA）の下で進められている国際的な共同研究計画に参加し岩石の基礎的な特性や試験方法について調査研究を行っている。これとともに処理・処分時の安全評価手法の整備を図るため、日本原子力研究所が中心となってガラス固化体の特性、処分条件化での放射性物質の挙動等の試験研究を行っている。

　恒久的に運転を終了した原子炉の廃止措置は、長期的に重要な課題であるばかりでなく、当面の原子力施設の立地対策上も地域住民の関心事項であることから、その長期的展望を明らかにすることが必要である。

　我が国において実用原子力発電の廃止措置が現実のものとなるのは、早くても15年程度先のことと予想されるが、原子力委員会は昭和55年11月廃炉対策専門部会を設置し、同専門部会は我が国の国情に適した措置方法について審議を進め、昭和57年３月報告を行った。その報告は、新しい長期計画に盛り込まれ、その中において原子炉の廃止措置については、安全の確保を前提に地域社会との協調を図りつつ進めるべきであり、さらに敷地を原子力発電所用地として引き続き有効に利用することが重要であるとしている。また、原子炉の廃止措置の進め方については、引き続き使用できる施設等の再利用を十分考慮した上で、原子炉の運転終了後できるだけ早い時期に解体撤去することを原則とし、個別には必要に応じ適当な密閉管理又は遮蔽隔離の期間を経るなど諸状況を総合的に判断して決めるものとしている。

　技術面では、現時，点でも既存技術又はその改良により原子炉の廃止作業に対応できると考えられているが、作業者の受ける放射線量の低減等安全性の一層の向上を図るなど、我が国に適した解体技術等を確立する必要があり、このため、昭和56年度から科学技術庁の委託により日本原子力研究所において同研究所の動力試験炉（JPDR）をモデルとして除染技術、解体技術、遠隔操作技術等解体撤去のための技術開発を進めている。この技術開発は10年程度の期間を要し、解体に関する総合的な技術開発の成果等をもとに、後半の期間において、JPDRを活用した解体の実地試験を行うことにしている。また、通商産業省においては実用発電炉の廃止措置に関する調査検討を実施しているほか、廃止措置に係る技術のうち、安全性、信頼性の観点から特に重要な技術の実用化を促進するための確証試験を進めている。

　我が国の社会・経済の健全な発展を図っていくためには、今後の電力需要の増加に対応して、低廉な電力を安定的に供給していくことが重要である。しかしながら、昨今の石油、石炭価格の上昇により、我が国の電力料金は相当上昇してきており、基礎素材産業をはじめとする電力多消費型産業に大きな影響を及ぼしつつある。また、我が国の電気料金は、世界的にみても高いと言われている。これは、我が国の電力供給構造が、石油等の高価格の輸入燃料に依存しているのに対し、米国、英国等は、石炭、またカナダ等は水力といった低廉な国内資源に依存しているためと考えられる。このため、国内資源に恵まれない我が国が今後低廉な電力を安定的に確保していくためには、相当の努力が必要である。

　現在、我が国において石油代替電源として主に開発導入が進められているのは、石炭火力発電、LNG火力発電及び原子力発電であるが、石炭およびLNGは依然として海外の化石燃料資源であり、それらの価格が石油価格に左右されやすく、また、燃料費の発電単価に占める割合は高い。このような観点から、将来の電気料金の安定化に対する原子力発電の役割は大きいと言える。

　原子力発電の経済性については、現在電気料金算定基礎に入っていない再処理費用等のいわゆるバックエンドコストについて世代間の負担の公平化等の観点から昭和56年度に電気事業審議会により電気料金制度における取り扱いの検討が行われたところである。

　試算によれば、昭和57年度運転開始のプラントの初年度の発電原価（送電端）は、１キロワット時当たり石炭火力が約15円、LNG火力、石油火力が約19円～約20円であるのに対し、原子力発電は約12円となっている。この原子力発電の原価には、原子炉の廃止措置に係る費用及び廃棄物の最終処分費等の費用が含まれていないが、これらを考慮しても原子力発電は他の電源に比較して経済性において優れていると考えられる。

　このように原子力発電は、現在の発電原価が火力発電に比し低廉であるばかりでなく、発電原価に占める燃料費の割合が低いことから燃料価格の変動の影響が火力発電に比べ小さく、中長期的な石油、石炭の価格上昇傾向の中で、原子力発電の経済上の有利性はますます大きくなっていくものと考えられる。さらに、原子力発電の場合、燃料費の比重が低いことから、資源を輸入に依存している我が国にとって貿易収支の改善に寄与するところも大きく、また、設備投資額が大きいことから、国内の経済活動の活発化にも寄与するなど間接的な経済効果も期待される。

　以上のように原子力発電は、火力発電に比べ総合的に経済性が優れていると考えられるが、今後電力供給に占める原子力発電の役割が増大するにつれて電気料金への影響等国民経済に与える影響も大きいものになることに鑑み、今後は単に火力発電に対する有利性を確保するのみならず原子力発電自身のコスト低減に一層努力することが求められている。

　前述のように、現在、原子力発電は火力発電に比し経済性に優れているが、原子力発電と火力発電の経済性が逆転したのは、昭和48年の第１次石油危機の後であり、これは石油価格が高騰したためと考えられ、原子力発電についてみると、その建設費の上昇は、一般の物価上昇率を上回る傾向にある。原子力発電のコストは資本費の割合が高いのでコストを低下させるためには、建設費の低減が重要であり、そのためになお一層努力する必要がある。また、この建設費の低減は、我が国における発電原価の低減につながるばかりでなく、将来の原子力発電プラントの輸出の際の国際競争力を養う意味でも重要である。

　我が国の原子力開発利用は、その基本方針を宣明した原子力基本法が昭和31年に施行されたことにより本格的に一歩を踏み出した。当初は、他の先進国に遅れて着手した事情もあり、東海ガス炉や軽水炉のように、技術を外国から導入していたが、各種研究開発機関の設置等自主的な研究開発の基盤整備が進むに従い、今後は、我が国独自の技術を確立し、原子力産業の自主性を確保することが必要であること、また原子力の研究開発が自主的かつ活発に行われるならば、科学技術水準全般の向上に先駆的な役割を果たすことになり、産業基盤の強化と産業構造の高度化に資し、ひいては国民経済の成長に寄与することが考えられるようになった。

　このため原子力委員会は、昭和42年の長期計画において、広汎な分野にわたる研究開発を系統的、計画的、かつ総合的に行うべきものを原子力特別研究開発計画（国のプロジェクト）として推進することとし、同年高速増殖炉及び新型転換炉の開発計画、並びに原子力第１船の建造計画をこれに指定したのをはじめ、昭和47年には遠心分離法によるウラン濃縮技術を、さらに昭和50年には核融合の研究開発を、同じく国のプロジェクトに指定した。また、昭和46年には東海再処理工場の建設を開始するなど、長期的、総合的な見通しの下に、昭和40年代以降原子力開発利用に関する大型研究開発プロジェクトが続々と開始され、推進されてきている。

　昭和42年より10余年を経て、現在、これら大型研究開発プロジェクトのうち、新型転換炉、ウラン濃縮については、実用規模での技術の確認・実証と、経済性の見通しの確立を図りつつ、実用化を達成していく実用化移行段階を迎え、昭和55年度から昭和56年度にかけて行われた総合的な評価検討の結果、実用化を目指し、新たな出発を行うこととなった。また、再処理についても国による技術面、経済面での支援を得つつ、民間により商業工場を建設しようとする段階に達している。

　以上のような観点から、これら大型研究開発プロジェクトについて過去の経緯も併せ、進展状況をふり返る。

　新型転換炉は、我が国がプルトニウムの本格的早期利用を目指して開発を進めている自主開発炉である。運転中の原型炉「ふげん」の成果の上に、関係者による検討が進められた結果、実証炉の建設が合意された。

これまでの新型転換炉開発の経過は次のとおりである。

昭和36年に策定された原子力開発利用長期計画では、ガス炉、軽水炉とならんで半均質炉が開発すべき炉型にあげられていたが、この半均質炉計画は、その進展につれ、研究開発の指向すべき方向等について多くの議論を呼ぶこととなり、行き詰まった。このため、今後の我が国の原子力研究開発全体を有機的な関係のあるものとするためには、在来型の炉の建設、国産化を進めるのと並行して、将来炉の開発目標をたてることが、我が国の原子力開発にとって緊急の課題であった。一方、昭和39年の第３回原子力平和利用国際会議（於ジュネーブ）において、各国の新型動力炉開発の進展状況が明らかとなり、我が国においても自主的に動力炉開発を行う気運に拍車がかけられた。

　動力炉開発計画策定には、核燃料サイクルを含む総合的検討を必要とするため、昭和39年原子力委員会は動力炉開発懇談会を設け、大規模な検討を進めた。その検討の中で、核燃料問題を基本的に解決し将来の原子力発電の主流となるべき高速増殖炉については、早期に自主開発に着手することとしている。また、高速増殖炉の実用化までにはなお長い年月を必要とすると考えられ、新型転換炉に対しては検討中に消極論もあったが、新型転換炉としては、在来型炉の技術と経験を活用することが可能であり早期実用化の要請にも適合し、かつ、核燃料の効率的利用を図ることができるよう、重水減速沸騰軽水冷却型とし、さらに高速増殖炉と新型転換炉をともに並行して開発する、開発実施のための特殊法人を設ける、等の結論が得られた。これにより、昭和42年には、動力炉・核燃料開発事業団が発足し、一元的体制の下に開発が進められることとなった。

　新型転換炉の開発に着手した当初は、我が国にとってウラン濃縮の国産化の具体的見通しがついていない時期であったため、原子力における自主性を確保する観点から、燃料にウラン濃縮を必要としない天然ウラン専焼の炉を開発することを目標としていた。しかし、技術開発の進展、我が国の核燃料サイクル確立の見通しなどから、燃料には、軽水炉の使用済燃料を再処理して回収されるプルトニウム及び減損ウランの利用を主とし、微濃縮ウランをも利用することへ目標を変更し、これに沿った技術開発が進められた。この結果、新型転換炉は、中性子の利用効率の高い重水減速の炉であるという特長とあいまって、プルトニウム及び減損ウランを有効かつ容易に利用できる特長を持つ原子炉となった。

　また、新型転換炉開発には、軽水炉技術が積極的に活用できることから、実験炉段階を経ずに原型炉から着手し、実規模試験データ等に基づき設計を進め、原型炉設計に対する専門家等による評価検討（昭和44年10月）を経て、昭和45年12月、建設を開始し、昭和54年３月、本格運転を開始した。この原型炉「ふげん」は、自主開発であるため、運転データにより設計手法、設計コードの検証・改良が加えられるなど原型炉の建設・運転を通じて新型転換炉に関する知見とノウハウが蓄積されており、さらに主要試験施設も整備され、これらを核として、今後も実用化に必要な各種試験等を行う体制が整っている。

　原型炉に続く実証炉については、昭和48年より、基本構想の検討が開始され、現在設計作業が進展している。これと並行し、昭和51年より実証炉のための実規模試験が実施されており、これらの成果と、原型炉の運転実績などを踏まえて、新型転換炉の実用化方策についての検討が、原子力委員会新型転換炉実証炉評価検討専門部会によって行われた。同専門部会は、昭和56年７月に報告書をまとめ、自主技術開発の成果を十分評価し、新型転換炉のもつプルトニウム利用特性が、プルトニウムの早期利用を目指す我が国の核燃料サイクルと炉型戦略に適することを明らかにした上で、実証炉の建設・運転にあたっては、民間が積極的役割を担うことが適切であると結論した。

　原子力委員会は同専門部会の結論を妥当なものと認め、その実現を図るため昭和57年１月、電気事業者を中心とする民間関係者に対し、協力と実証炉の建設・運転の実施主体の推薦を依頼した結果、昭和57年６月に至り、電気事業者より協力の意志表明があり、さらに実施主体として原型炉「ふげん」建設の施工管理、同炉の運転に対する要員派遣で大きな実績があり、官民双方からの支援の得やすい電源開発株式社会が推薦された。

　引き続き、計画の具体化を図るため、昭和57年７月、関係者である科学技術庁、通商産業省、電気事業連合会、動力炉・核燃料開発事業団、電源開発株式会社の五者による新型転換炉実証炉建設推進委員会が設置された。

　原子力委員会は、昭和57年８月、同推進委員会における検討結果を踏まえ、実証炉計画について電源開発株式会社が実施主体となり、官民協力の下に推進するとの基本方針を決定した。

　今後、電源開発株式会社は、これまで、新型転換炉の開発を中心となって進めてきた動力炉・核燃料開発事業団から技術開発成果を継承し、さらに今後とも同事業団から燃料加工及び実証炉計画に必要な研究開発についての協力並びに電気事業者の協力を得つつ、実証炉の建設・運転を通じて、大容量化に伴う技術の実証及び経済性の見通しの確立を図るため、1990年代初め頃の運転開始を目標に実証炉の建設を進めることとしている。

　我が国は現在、原子力発電に必要な濃縮役務の全量を海外に依存しているが、濃縮ウランの安定供給、自主的核燃料サイクルの確立などの観点から、濃縮ウラン国産化を推進する必要がある。

このためのウラン濃縮技術開発については、昭和56年度に、動力炉・核燃料開発事業団のパイロットプラントが完成し、この成果を踏まえ、国産化を具体的に推進していく段階に達している。

　これまでのウラン濃縮技術開発の経過は次のとおりである。

　原子力委員会は、昭和31年度に内定した原子力開発利用長期基本計画において、ウラン濃縮の基礎研究の推進を図ることとし、これを踏まえ、昭和32年から、大学、日本原子力研究所等において、ウラン濃縮についての基礎的研究が開始された。また、昭和34年３月、原子力委員会核燃料経済専門部会の中にウラン濃縮小委員会が設けられ経済性等の観点を含めた検討が行われた。昭和35年４月の同部会第二次中間報告（ウラン濃縮に関する報告）においては、近い将来大規模かつ経済的にウラン濃縮を行い得る濃縮性として、ガス拡散法、遠心分離法及びノズル法が挙げられたが、濃縮ウランを海外から入手する可能性、また、どの方法を採用すべきか等については、将来の問題とされた。

　原子力委員会は、その後も引き続き検討を行い、昭和36年２月に策定された長期計画においてウラン濃縮に関しては、将来の濃縮ウランの需要増大に備えて今後15～20年後にはその一部を国産化するため国情に適した技術の開発を促進するとの方針を打ち出した。

　遠心分離法については、理化学研究所が開発した遠心分離技術を引き継いだ原子燃料公社（現在の動力炉・核燃料開発事業団の前身）が中心となって、アルゴン、六ふっ化イオウ等を用いた単機試験が実施された。また、ガス拡散法については、理化学研究所及び日本原子力研究所が中心となって研究開発が進められた。これらの研究開発の結果、昭和44年３月末、理化学研究所がガス拡散法によるウラン同位体分離に初めて成功し、また、同年５月、動力炉・核燃料開発事業団も小型遠心分離機によるウラン同位体分離に成功した。

　昭和40年代初期までには、遠心分離法及びガス拡散法の優劣についての我が国の評価は定まっていなかったが、昭和43年６月、原子力委員会は、「ウラン濃縮については、これまでの試験研究の進捗状況をも考慮し、各方式の研究開発を行うが、昭和47年頃において各方式の研究成果の評価を行い、可能な限り一方式に研究開発を集中する」との方針を定め、昭和44年８月、「ウラン濃縮研究開発基本計画」を決定し、動力炉・核燃料開発事業団の遠心分離法並びに日本原子力研究所及び理化学研究所のガス拡散法を原子力特定総合研究に指定した。昭和45年度からの３年間、同基本計画の下で、ウラン濃縮についての研究開発は急速に進展した。

　特定総合研究期３年間の研究開発の結果、ガス拡散法は当時、欧米との格差が大きく、さらに、設備が相当な規模に達しない限り経済的にも不利であることなどから、我が国における採用には問題があるのに対し、遠心分離法は、国内の研究開発の進展により欧米との技術格差は縮まっており、同方式により国際競争力のある濃縮工場を実現することが可能と判断されるようになり、また同方式は比較的電力消費量が少なく、需要に応じ工場の段階的増設が可能である等国産工場に適した技術であると評価された。これを受け、昭和47年８月、原子力委員会は「ウラン濃縮技術開発に関する基本方針」を決定し、遠心分離法について、昭和60年までに我が国において国際競争力のあるウラン濃縮工場を稼働させることを目標に、そのパイロットプラントの建設運転までの開発を国のプロジェクトとしてとりあげ、動力炉・核燃料開発事業団を中心に強力に推進することとなった。

　経済性に優れたウラン濃縮工場を作り上げていくには、遠心分離機等の個々の機器の性能向上とともに総合システムとしての開発が必要であり、このため、昭和48年度から進められた研究開発は、機器開発とシステム開発を並行して実施し、その成果を総合的に評価した上でパイロットプラントの建設に入ることとしていた。開発は順調に進み、当初の予定通り、昭和52年度、プラントとしての安定性、経済性等に関する総合的な試験を行うパイロットプラントの建設に入り、なお進行中の遠心分離機の性能向上等を順次反映させつつ、昭和54年９月には、第1A運転単位（遠心分離機1,000台）が運転を開始し、次いで昭和55年10月には第1B運転単位（同3,000台）が、そして昭和57年３月には、第２運転単位（同3,000台）が運転を開始し、パイロットプラントは全面的に運転を開始することとなった。

　原子力委員会が、ウラン濃縮国産化の進め方について検討を行うため設置したウラン濃縮国産化専門部会は昭和56年８月報告をとりまとめた。

その報告において、大規模な原子力発電計画を有する我が国としては、濃縮ウランの安定供給、自主的核燃料サイクルの確立などの観点から、濃縮ウランの国産化を進めていく必要があることをあらためて確認した。また、遠心分離法ウラン濃縮技術については、性能面及び信頼性の面からは確立されつつあるが、今後、経済性の面において、遠心分離機の低コスト化、その他の機器の大型化、合理化を図っていく必要があるとし、今後のウラン濃縮国産化の目標としては、可能な限り、早期に国産化を図ることが望ましいという観点から、商業プラントは昭和60年代前半に運転を開始することとしている。このため具体的には、商業プラントに先立って、遠心分離機の低コスト化及びその他の機器の大型化、合理化等に係る技術開発を行うため原型プラントを建設・運転する必要があり、同プラントの建設・運転については、技術開発のリスクが残されていることなどから、当面、動力炉・核燃料開発事業団がその建設・運転に当たり、民間は、これに積極的に協力していくことが現実的であるとしている。

　同部会報告は、新しい長期計画にも取り入れられ、上記の方針に沿って、現在ウラン濃縮の国産化のため、動力炉・核燃料開発事業団においては原型プラントの建設準備が進められており、一方、民間においても将来の商業プラントの建設に向けて検討が進められている。

　ウラン資源に乏しい我が国は、国内で核燃料サイクルを確立し核燃料の有効利用を図ることとしており、その要である再処理についても国内で行うことを基本方針としている。これによりプルトニウム利用に関する主体性を確実なものとすることができる。

　この基本方針の下に、再処理技術の蓄積を図り、同時に再処理需要の一部を賄うため、動力炉・核燃料開発事業団東海再処理工場が建設され、昭和56年１月より本格操業を行っている。

今後は増大する再処理需要に対処し、大規模な民間再処理工場を建設する必要があり、現在、日本原燃サービス（株）が昭和65年度頃の運転開始を目途として立地選定等の諸準備を行っている。

　なお、民間再処理工場が完成するまでの間、東海再処理工場の能力を上回る再処理需要については、海外への再処理委託により対処することとしている。

　これまでの再処理の技術開発の経緯は次のとおりである。

　我が国における再処理の推進については、昭和31年の原子力開発利用長期基本計画において、再処理は原子燃料公社において行うこととされたのが始まりである。

　その後、日本原子力研究所と原子燃料公社は協力して再処理に関する研究を進め、種々の再処理法に関する基礎的研究が行われるとともに、すでに欧米で実用化の域に達していた溶媒抽出法による工学的実験装置による基礎工学データの入手等が行われた。さらに、昭和34年に原子力委員会に設置された再処理専門部会の場で我が国における使用済燃料の再処理のあり方について審議がなされ、昭和37年４月、１日の処理量0.7トンないし１トン程度の再処理施設を建設すること、我が国においては再処理技術が未経験の分野であり十数年の経験を有する先進諸国から技術導入を行うが、施設の建設に当たっては、国内技術で賄われるものも多いので最大限国産化を図るべきであること等を内容とする審議結果が報告された。

原子燃料公社では、この結論に沿い、昭和38年から予備設計を英国のニュークリア・ケミカルプラント社に委託し、昭和39年に完了した。詳細設計については、マルクール、ラ・アーグ両再処理工場の設計を行った実績のあるフランスの、サンゴバン社に委託し、昭和44年１月に終了した。この設計を基に、動力炉・核燃料開発事業団では昭和46年６月より東海再処理工場の建設に着手し、昭和52年３月１に未照射ウランによるウラン試験を終了した。その後、昭和52年９月に実際の使用済燃料を用いたホット試験を開始し、使用前検査を経て、昭和56年１月から本格操業に入っており、ホット試験開始以来昭和57年８月末までに使用済燃料約150トンを処理している。

　このように東海再処理工場の建設・運転が進む一方、昭和42年の長期計画において、使用済燃料の再処理は国内で行うこととし、当分の間は、東海再処理工場で行うこととするが、将来は、民間企業において再処理事業が行われることが期待される、とされた。これを踏まえ昭和54年の原子炉等規制法の改正により、内閣総理大臣の指定の下に実施する形で民間における再処理事業の道が開かれ、昭和55年３月には、電力会社が中心となって日本原燃サービス（株）が設立されるに至った。同社では、昭和65年度頃に大規模な再処理工場を運転開始させることを目標として、現在、立地選定等の諸準備を行っている。

　東海再処理工場は上述のように、設計は海外において行われたが、昭和46年から建設、それに引き続き運転が行われ、現在までの間に、再処理工場の建設・運転に関する貴重な経験が積み重ねられてきている。

　建設においては、コンクリートセルを累積した複雑な構造物の施工、溶接をはじめとした機器、配管に関する厳しい基準に基づく施工等を経験し、また、ウラン試験においては、再処理工程等に関する運転員の十分な実地訓練を積み、さらに、ホット試験以後については、実際の使用済燃料を再処理するという経験を積んでいる。また、昭和53年10月の酸回収蒸発缶の故障、昭和56年２月の酸回収精留塔の故障等種々のトラブルを経験したものの、逐次これらを克服してきている。

　これらの経験により、再処理技術は、基本的に確立しており、加えて動力炉・核燃料開発事業団では放射性廃棄物処理、放射能放出低減化等の技術開発を進めている。東海再処理工場で得られたこれらの貴重な経験や技術開発の成果は、現在計画中の民間再処理工場の設計・建設・運転に十分反映するため、昭和57年６月、動力炉・核燃料開発事業団と日本原燃サービス（株）の間に「再処理施設の建設・運転等に関する技術協力基本協定」が締結され、動力炉・核燃料開発事業団の経験を日本原燃サービス（株）へ円滑に移転するための基礎が固められた。同基本協定は、技術者の相互派遣、技術情報の提供等の技術協力の内容、方法等についての枠組みを定めたものであり、具体的な協力内容については、さらに両者間で協議し、具体化させていくこととなる。

　民間再処理工場が運転を開始するまでの実用化移行段階において、国としては、同工場の立地の確保が円滑に進むよう支援し、資金調達等についても適切な支援を行っていくことにしている他、技術的支援として、再処理施設の大型化に対応するために必要となる再処理主要機器の技術の実証、環境への放射能放出低減化、保障措置の信頼性向上に関する技術開発等を行うこととしている。

　高速増殖炉は、将来、発電炉の主流を占めるものと考えられており、各国で開発が進められている。我が国においては、動力炉・核燃料開発事業団が中心となって高速増殖炉の実用化を目指し、研究開発を行っている。

実験炉「常陽」については、昭和52年４月の初臨界以来順調な運転を続け、昭和55年１月から昭和56年12月までの間、熱出力7.5万キロワットで６サイクルに亘って運転が行われ、積算熱出力67万キロワット時、燃料最高燃焼度41,000メガワット日／ｔ、燃料損傷なしという成績を達成した。この間、昭和56年12月の第６サイクル運転時には全出力下の全電源喪失を模擬した自然循環冷却試験が行われ、ナトリウム冷却型炉特有の高い自然循環冷却能力が実証される等、種々の試験により高速増殖炉としての運転性能の実証がなされた。

　「常陽」は、昭和56年12月、増殖炉心としての運転を終了し、原型炉以降の開発に必要な基礎的技術経験を蓄積するという目的を達成した。続いて高速増殖炉用燃料、材料の照射試験施設として利用するため、昭和57年１月から炉心改造作業を行っている。

　原型炉「もんじゅ」については、昭和55年12月に開始された原子炉の設置に係る行政庁安全審査が昭和57年５月に終了し、原子力安全委員会による審査へと進み、同年７月には公開ヒアリングが開催された。またこの間、昭和57年５月には、福井県知事の建設同意が得られ、さらに、これを踏まえ、「もんじゅ」の建設について閣議了解がなされるなど「もんじゅ」の立地計画が策定されて以来10年ぶりに建設へ大きく進んだ。

　「もんじゅ」に係る研究開発については、その許認可に直接関連する分野に重点が置かれ、材料等に関する基礎的な研究の他、機器のモックアップによる信頼性・耐久性の確証、燃料の健全性評価試験、炉心及びプラントに関する安全性試験、蒸気発生器に関する耐久性・安全性試験等が行われてきている。これらの成果は現在進められている安全審査に反映されるなど、許認可のそれぞれの段階に反映されてきており、また今後は運転に関連する検査・保守・補修等の技術の開発、高燃焼度燃料の確証試験等も進められることとなる。

　以上のように高速増殖炉の研究開発は、「もんじゅ」の着工を間近に控える段階に至っており、こうした状況を踏まえ原子力委員会は、高速増殖炉の早急な実用化を図るため、昭和56年５月、長期計画専門部会基本問題分科会高速増殖炉小委員会を設け、同小委員会は、高速増殖炉開発の進め方について、基本的な考え方を整理し、実証炉以降の開発スケジュール、開発体制、研究開発、資金計画等の諸問題に関する調査検討を進めた。

この検討結果は、新しい長期計画に取り入れられ、2010年頃の実用化を目標に、まず1990年代初め頃には実証炉の建設に着手し、開発を進めることとなった。

　我が国における原子力利用は、電力分野においては積極的に推進されているが、エネルギー消費全体の約70％を占める非電力分野においても原子力を有効に利用することがエネルギー供給の安定確保上極めて重要である。このような観点から多目的高温ガス炉の開発が進められており、原子力委員会は、長期計画専門部会原子炉多目的利用分科会において利用系を含めた多目的高温ガス炉の研究開発の推進方策を検討した。その結果は新しい長期計画に盛り込まれ、当面の重要なステップである実験炉については、この分野で既に多くの技術的蓄積があり、その建設を具体化できる段階に達したものと認め、昭和65年頃の運転開始を目途に建設することとした。

　多目的高温ガス炉については、日本原子力研究所において研究開発を進めており、実験炉用機器を、実験炉とほぼ同じ高温・高圧ヘリウム条件下で実証試験を行うことを目的とした大型構造機器実証試験ループ（HENDEL）の建設を昭和54年度から進めてきたが本体部が昭和57年３月に完成し、性能試験を開始した。また、実験炉炉心の核的安全性を実証するために、昭和56年度から半均質臨界実験装置（SHE）の改造を開始した。その他、燃料・材料及び機器構造についての試験研究を進めている。

　一方、核熱の利用システムについては、通商産業省において「高温還元ガス利用による直接製鉄技術の研究開発」を進めた結果、昭和55年度までに実験炉規模における直接製鉄に関する基礎技術を確立することができたので、一旦中断し、今後は多目的高温ガス炉開発の進展状況等を勘案しつつ、その推進方策について適宜検討していくこととなった。また、日本原子力研究所において、実験炉に接続する利用系プラントについての技術的課題等の調査を行うとともに、水素製造に関する基礎的な研究を進めている。

原子力船は、海運に対するエネルギーの供給面の制約を緩和することができ、少量の核燃料で長期間の運行が可能であるなどの特長を有するので、その実用化が期待されており、日本原子力船研究開発事業団における原子力第一船「むつ」の開発を中心に研究開発が行われている。

　「むつ」は、昭和53年10月に青森県の大湊港から長崎県の佐世保港に回航され、昭和55年８月から本格的な遮蔽改修工事が開始された。その後、当初の長崎県関係者との約束であった約３年の修理期限（昭和56年10月まで）を昭和57年８月31日までの出港期限とすることについて了解が得られるという経緯があり、昭和57年６月末、遮蔽改修及び安全性総点検にかかる工事を終了した。

　また、「むつ」の定係港の問題については、昭和56年５月、科学技術庁及び日本原子力船研究開発事業団と青森県関係三者の間に（ｉ）「むつ」の新定係港を青森県内の外洋に設置することとし、むつ市関根浜地区を候補地として調査、調整のうえ決定し、可及的速やかに建設すること、（ⅱ）「むつ」は新定係港が完成するまでの間は、大湊港に停泊すること、などが合意され、共同声明として発表された。この共同声明に基づき、日本原子力船研究開発事業団が関根浜地区の調査を昭和56年９月から実施し、昭和57年３月には関根浜地区に新定係港を建設することは技術的に可能との結論が得られた。さららに同年６月には日本原子力船研究開発事業団と地元漁協の間で漁業補償交渉が開始されるなど新定係港建設に向けて準備がすすめられている。

　こうした経緯を経て、昭和57年８月30日には、青森県関係三者と科学技術庁、日本原子力船研究開発事業団の間で「原子力船むつ」の新定係港建設及び大湊港への入港等に関する協定書」が締結され、「むつ」は８月31日佐世保港を出港し、９月６日に大湊港に入港した。

　また、「むつ」の開発とともに、日本原子力船研究開発事業団は、経済性・信頼性の優れた小型高性能の舶用炉等の研究開発を行うこととしており、概念確立のための設計評価研究を行っている。

　核融合エネルギーの利用は、これが実化用された場合には極めて豊富なエネルギーの供給を可能とするものであり、人類の未来を担う有効なエネルギー源として、その実現に大きな期待がよせられている。

　我が国の核融合研究は、日本原子力研究所、大学、国立試験研究機関等において多数の人材と多額の資金を投入して進められており、今日、世界的水準に達している。

　日本原子力研究所においては、世界的にみて現在最も研究が進んでいるトカマク方式による臨界プラズマ条件の達成を目指した研究が行われている。その中核的装置としての臨界プラズマ試験装置（JT－60）の建設が、昭和59年度の完成を目途に進められ、実験棟及び関連施設がほぼ完成し、装置の搬入・据付が開始されるなど建設は順調に進んでいる。

　核融合炉の実用化に必要な炉心技術及び炉工学の分野においても、精力的に研究が行われており、多くの成果が挙がっている。昭和56年度においては、経済協力開発機構国際エネルギー機関（OECD／1EA）の大型超電導磁石計画の一環として我が国が製作していた大型試験用コイルが、各国に先がけて完成し、国内試験において設計通りの性能が確認され、近日中に共同実験のために米国へ輸送されることとなっている。また、プラズマ加熱に関しては、JT－60用の10秒間という長時間パルスの中性粒子入射加熱技術が確立し、加熱装置の製作が開始された。

　大学、国立試験研究機関等においては、各種閉込め方式の研究や、炉心技術及び炉工学を含む広い関連分野における基礎的研究が行われている。

大学関係では、名古屋大学プラズマ研究所において核反応プラズマ生成のための準備研究を進めており、京都大学においてはヘリオトロンＥ装置による加熱実験が行われている。また筑波大学においてはタンデムミラー型のガンマ10装置が完成し実験が開始されたほか、大阪大学におけるレーザーによる慣性閉込め方式においても着実に成果が得られている。

　また、電子技術総合研究所においては、逆磁場ピンチ閉じ込め方式について優れた効果が得られたほか、超電導磁石に関する研究も進められている。さらに、金属材料技術研究所及び理化学研究所においては核融合炉材料の研究及び計測・真空技術に関する研究が進められている。

　原子力委員会では、これら大学その他の関係機関とも緊密な連携を保ちつつ、核融合の研究開発を総合的かつ効果的に推進するため、原子力委員会の下に核融合会議を設置し、連携協力の促進を図るとともに、研究開発方策の検討・作成等を行っており、同会議は昭和56年９月、臨界プラズマ条件達成後の研究開発の進め方について報告書をとりまとめた。

昭和56年７月より概念設計の最適化作業が進められている。さらにOECD／IEAにおける協力については、前述の超電導磁石計画の他プラズマ壁面相互作用計画、材料照射損傷計画等に積極的に参加している。

　核不拡散問題をめぐる国際社会の対応としては、昭和52年10月から２年余に亘って行われた国際核燃料サイクル評価（INFCE）により得られた原子力平和利用と核不拡散は両立しうるとの基本認識の下に、新しい国際秩序を形成するため、核燃料供給国と受領国の二国間及び多国間の場での検討、協議が行われているところである。また、平和利用担保を確認する上で重要な手段である保障措置についても、国際原子力機関（IAEA）を中心にその改善が検討されている。

　東海再処理工場の運転継続、民間再処理工場の建設等をめぐる日米再処理問題については、昭和56年５月の日米首脳会議において、早急に恒久的な解決を図ることが合意された。さらに、同年７月には核不拡散及び原子力平和利用に関する米国レーガン大統領の声明が発表された。この声明において、核不拡散の多様な側面を考慮して米国はNPT体制の強化等により今後とも核不拡散努力を続けることとしながらも、核拡散の危険のない進んだ原子力計画を持つ国での再処理及び高速増殖炉の開発を妨げないこととしている。

　この政策発表後、上記首脳会談でうたわれた恒久的解決を達成するために日米間で協議を行ったが、米側が恒久的解決の基礎となるプルトニウム利用政策を策定していなかったこともあり、再処理に関する長期的な取決めは昭和59年12月末までに行うこと、またそれまでの間東海再処理工場はその能力（210トン／年）の範囲内で運転すること等を骨子とする日米共同決定の署名、日米共同声明の発表が昭和56年10月に行われた。

　その後、昭和57年６月に至り、長期的取決めに関する協議を行う前提となる米国のプルトニウム利用政策が、米国行政府内で決定された。このプルトニウム利用政策は、進んだ原子力計画をもち、効果的な保障措置の下にあり、かつ核拡散の危険のない国（代表的な国としては日本及びユーラトム諸国）に対しては、再処理及びプルトニウム利用に対する規制をより予見可能な態様で行使するというものである。中川科学技術庁長官（原子力委員長）はこの機会をとらえ、昭和57年６月末米国を訪問し米国政府首脳と会談を行った結果、日米双方は再処理問題について包括同意方式により解決を図るため、直ぐにも話し合いに入り早急な決着を図ることで意見の一致をみた。これを受けて、昭和57年８月に東京で及び９月にウィーンで日米の事務レベルでの協議を行っており、今後とも、引き続き精力的にできるだけ早期に長期的取決めの合意が得られるよう努力することとしている。

　我が国としては、米国の上記プルトニウム利用政策は歓迎し得るものであるが、米国行政府は依然として1978年核不拡散法に基づいた措置を採る必要があるとしていること、また米国議会内に行政府の核不拡散緩和への動きに批判的な勢力が根強く存在することなどから、長期的取決めの早期結着の見通しは必ずしも楽観を許さない状況にある。

　日豪間の原子力協定改正交渉の動きは、昭和52年５月、豪州フレーザー首相が豪州産核物質について核不拡散の観点から規制を強化するために「保障措置政策」を発表し、この具体化のため関係各国に協定改正・締結交渉を申し入れたことに始まる。我が国との間の改正交渉は昭和53年８月に開始され、途中にINFCEをはさんで一時交渉を中断したこともあり、３年余りを要したが、昭和57年１月に妥結し、同年３月に旧協定に代わる新協定への署名が行われた。同協定は、第96回国会に提出され、同年７月９日に批准承認され同年８月17日に発効した。主な改正点としては、豪州産核物質に関し、規制の対象となる行為として「管轄外移転」の他に、新たに「再処理」及び「20％を超える濃縮」が加えられたこと、さらにこのうち「管轄外移転」及び「再処理」の規制については、IAEAの保障措置の適用等の一定の条件下で、再処理及び管轄外への移転が自由に行い得るとの長期的包括的事前承認方式となったことである。これによって対豪州との関係では将来の見通しをもって我が国の原子力開発を進めることができる基盤ができたものと考える。

　日豪原子力協定改正の際に豪州との間に初めて長期的包括的事前承認制度が創設されたのに続き、我が国に対する主な天然ウラン供給国であるカナダについても、INFCEにおいて事前同意権は予見可能な態様で行使されるべきとされたことを踏まえ日加原子力協定（昭和35年７月締結・昭和55年９月改正）の再処理などに対する事前同意の規定の運用方法を従来の個別承認方式から長期的包括的事前承認方式とするため日加間で交渉を進めてきた。同交渉は昭和57年９月に妥結し、日加原子力協定の事前同意の規定を長期的包括的事前承認方式で運用することを取決めた交換公文に仮署名が行われた。

　1NFCEの成果を受け核不拡散に関する新しい国際的制度として国際プルトニウム貯蔵（IPS）、核燃料等供給保証（CAS）、国際使用済燃料管理（ISFM）が提唱され、現在までIAEAにおいて多くの国が参加して検討が進められてきている。

　IPSはIAEA憲章の規定に基づき、再処理により抽出されたプルトニウムのうち余剰なプルトニウムをIAEAに預託し、国際的な管理の下で貯蔵することにより、プルトニウムが軍事目的に転用されることを防ごうとする構想である。

　再処理により抽出されたプルトニウムの有効利用を図ることとしている我が国としては、プルトニウム管理に関する何らかの国際的コンセンサスができることは極めて有意義であると考えており、本構想の検討審議に際しては、IPS制度と現行の保障措置制度との整合性を図りつつ、その実施に当たっては、現行の保障措置制度が最大限に活用され、過度な追加的負担が課せられないこと及び核拡散を十分防止しつつも我が国のプルトニウム利用が阻害されることのないよう配慮し、積極的に対応していくこととしている。IAEAにおける検討は、本年中に専門家会合としての報告書が取りまとめられ、明年２月のIAEA理事会に報告され、その後の方針が協議される予定である。

　核燃料等の供給保証についてはそれが十分に行われるならば、不必要な濃縮や再処理の施設を建設するインセンティブが減少し、結果として核不拡散に寄与することになる。一方、開発途上国の中には、原子力供給国が必要以上に原子力資材、技術の移転を制限しているとの不満がある。

　このためCASにおいては、「核不拡散を考慮しつつ原子力資材、技術等の供給が長期的に保証される方策」に関して審議されており、この観点から供給保証に関する今後の国際協力のあり方について国際的合意を築く努力が重ねられている。

我が国としては、今後とも核燃料等の原子力資材及び技術等の供給国と受領国との両者の立場を十分勘案し新しい国際的な秩序作りに関する検討に積極的に貢献していくこととしている。

　ISFMについてはINFCE提唱国であるアメリカの政策の影響もあってINFCEの終了前に検討が開始され、核不拡散の観点とともに特に開発途上国の関心事である原子力開発利用の円滑な推進という観点からも国際的な使用済燃料管理に関する枠組みを早急に確立するとの期待をもって検討が進められてきた。我が国としては、発生する使用済燃料は全て再処理する方針であり、長期的に使用済燃料を貯蔵する意志はないが、世界的にみた場合、再処理能力を上まわって使用済燃料が発生することも事実であり、核不拡散等の観点から使用済燃料の暫定貯蔵に係わる検討を行うことは有意義であるとの考えから本検討に参加してきた。この検討は、使用済燃料管理に関する経済面及び貯蔵方式等の技術面並びにIAEAの役割及び国際協力のあり方等制度面から行われ、その結果が昭和57年７月に最終報告として取りまとめられ暫定貯蔵に適した種々の貯蔵技術、使用済燃料管理を促す要因、及び本構想に関連するIAEAの役割が明らかにされた。

　近年、核不拡散をめぐる国際情勢はますます厳しいものとなっており、保障措置の改善についてもIAEAを中心として積極的な検討が進められてきた。

　我が国は、原子力基本法の下に原子力利用を平和目的に限って推進するのみならず、NPT体制を支持し核不拡散体制の維持強化に協力し、IAEAの保障措置を積極的に受け入れることにより平和利用担保を明らかにしてきた。また我が国の原子力発電の規模の拡大及び核燃料サイクル事業の進展に伴って、国際的な保障措置体制の整備に関し、我が国の先導的役割が期待されるようになり、我が国の核不拡散問題への努力が世界的にも重要な影響を持つようになってきている。

　また、引き続き核燃料の多くを海外に依存せざるを得ない我が国において原子力開発利用を円滑に推進していくためには、我が国の核不拡散政策に対する国際的な信頼をこれまで以上に高めていく必要がある。このため、我が国は、国内保障措置体制の整備・充実を進めるとともにIAEAと密接な連携を図りつつIAEA保障措置体制の改善・合理化にも積極的に協力しているところである。

　保障措置技術開発の分野においても、共通の関心を有する諸国とIAEAを含めての協力を推進する一方、核物質の自動計量システム等の技術開発のための対IAEA保障措置技術開発支援協力計画（JASPAS）を昭和56年11月に開始させるなど、積極的に我が国の保障措置技術が国際的にも信頼されるものとなるよう努めている。

　原子力分野における先進国間の国際的な研究協力は、安全研究協力、規制情報交換、高速増殖炉、核融合等多岐の分野で、二国間、多国間の協力により、あるいは、IAEA、経済協力開発機構原子力機関（OECD／NEA）及び経済協力開発機構国際エネルギー機関（OECD／IEA）等の場を通じた協力により、活発に行われている。

　とりわけ、高速増殖炉の開発、核融合炉の開発等は、莫大な開発資金と人材を要するものであり一国で行うにはリスクが大きすぎ、研究開発の効率性の観点からもこのような巨大な開発プロジェクトについては、国際協力のメリットを十分考慮して開発を進めることが得策である。

しかし、このような大規模な国際協力が成果を上げるためには、プロジェクト管理体制等を十分に詰め、協力相手国との真の意味での国際協力を作り上げるべく努力する必要がある。

　このような状況の下で、昭和57年６月に開催された先進国首脳会議（ヴェルサイユ・サミット）において、サミットとして初めて科学技術の問題が取り上げられ、世界経済の再活性化及び成長のために科学技術を活用することの重要性が指摘されるとともに、科学技術分野の国際協力等について検討するための作業部会の設置が合意された。

　今後、具体的な協力のための検討がなされることとなるが、科学技術の中でも特に原子力技術は、すそ野の広い総合科学技術であり社会へ与える波及効果は極めて大きいものであるので、原子力分野における新たな技術協力はサミットのフォローアップの中でも、大きな期待が寄せられている。

　近年、開発途上国から、我が国を含め先進国への協力要請が高まってきており、放射線・アイソトープの利用分野を中心として、開発途上国に対する協力活動も活発化してきている。

　開発途上国との具体的協力活動としては、IAEAの「原子力科学技術に関する研究・開発及び訓練のための地域協力協定（RCA）」の下で、アジア・太平洋地域の開発途上国を対象とする農業及び工業分野への放射線・アイソトープの利用を中心とした協力活動が行われている。この協力活動の一環として我が国は、放射線・アイソトープの食品照射計画及び工業利用計画についての資金の拠出、研修員の受け入れ、専門家の派遣、各種ワークショップの開催等を行っている。本RCA計画は今年で発足10年目を迎え、昭和57年６月、マレーシアのクアラルンプールで計画発足10周年記念式典が開催された。

　一方、石油価格の高騰に伴い開発途上国におけるエネルギー問題は、先進国以上に深刻な問題となっており、原子力のエネルギー分野での我が国の協力に対する期待がますます高まってくると思われる。既に、エネルギー開発の一環として原子力発電を推進しようとしている開発途上国から研究炉運転、原子力に関する安全性、放射性廃棄物処理処分等の分野での協力が要請されている。

　このような期待に積極的にこたえていくことは、原子力先進国としての国際的責務を果たすという観点からのみならず、原子力利用を円滑に進める上で、近隣諸国の原子炉事故等があった場合の社会的影響、国際場裡での開発途上国の発言等の面において、我が国との相互依存関係が拡大することが予想されることから、これらの開発途上国との関係を深めておくという観点からも重要である。従って、我が国としては、核不拡散の担保を前提としつつも、可能な限り協力を行うこととしている。

　長期計画の役割は、原子力開発利用を国民の理解と協力の下に計画的かつ総合的に遂行していくため、原子力開発利用に関する明確なビジョンを関係者はもちろん広く国民に提示することである。

　前回の長期計画は昭和53年９月に策定したものであるが、その後、第２次石油危機の経験等から原子力発電が石油代替エネルギーの中核としての役割を果すことについての期待が一段と高まったこと、また、研究開発の進展により大型プロジェクトの幾つかが実用化を達成していく段階を迎えたこと、さらに、核不拡散をめぐる国際的大論争とも言うべき国際核燃料サイクル評価（INFCE）において原子力平和利用と核不拡散は両立し得るとの結論が得られたことなど、我が国の原子力開発利用を取り巻く内外情勢の大きな変化に対応して、原子力開発利用をさらに積極的に推進するために新しい長期計画の策定が必要となった。

　このため・原子力委員会は、昭和56年３月、長期計画の見直しを行う長期計画専門部会を設置した。同専門部会は、既に設置されていた関連する専門部会等の審議結果を踏まえつつ検討を進め、昭和57年６月、原子力委員会に報告を行い、これを受けて原子力委員会は新しい長期計画を決定した。

　新長期計画は、21世紀を展望し、今後10年間における原子力開発利用に関する重点施策の大綱とその推進方策を示したものであり、今後の原子力政策の長期的指針となるものである。また、その中で我が国のプルトニウム利用に関する中、長期にわたる展望を従来にも増して明確にした点が特徴の一つとなっている。

　原子力基本法及び「核兵器の不拡散に関する条約（NPT）」の精神にのっとり、世界の核不拡散体制の確立に貢献していくとともに、我が国の原子力開発利用を厳に平和目的に限って推進する。

　原子力安全委員会の設置、安全規制行政の一貫化等、安全の確保のための新しい体制が発足し、従来に増して安全確保対策の充実が図られてきているが、今後ともこの新しい体制の下で原子力利用の進展に応じたよりきめの細かい安全確保対策を講じる。

　国際的協調を図りつつ、核燃料サイクルについての外的な制約を極力少なくするとともに、自主的な原子力技術体系及び原子力産業の確立をめざす。同時に、「進んで国際協力に資するものとする。」との原子力基本法の基本方針にのっとり、開発途上国に対する協力等を含めて国際協力を積極的に進める。

　総合的かつ長期的な視野の下に、国民経済的視野に立ち、資金及び人材の確保とその有効利用に配慮しつつ、原子力開発利用を計画的に進める。

その際、原子力施設の立地と地域社会の発展との調和を図ることを含め、原子力が社会に広く受容されるよう努める。

　1990年度末に約4,600万キロワット（総発電設備の約22％）を目標とし開発を進め、さらに2000年に約9,000万キロワット（総発電設備の約30％）と想定し、原子力政策を推進する。

（ｉ）　軽水炉の信頼性・経済性を一層向上させる努力を重ねるとともに、以下の方針に沿って核燃料の安定確保を図っていく。

・天然ウランについては、供給源の多様化に配慮しつつ多様な方策により、その安定確保を図る。

・濃縮ウランの安定確保及び濃縮以降の核燃料サイクルに対する自主性の確保という観点から、ウラン濃縮の国内事業化を進め、国内供給の割合を高めていく。

・適切な形態及び量の核燃料の備蓄を推進していく。

（ⅱ）　使用済燃料から回収されるプルトニウム及びウランは、以下の方針に沿って積極的に利用していく。

・使用済燃料は再処理することとし、プルトニウム利用の主体性を確実なものとする等の観点から、原則として再処理は国内で行う。

・再処理によって得られるプルトニウムについては、高速増殖炉で利用することを基本的な方針とし、2010年頃の実用化を目標に高速増殖炉の開発を進める。

・高速増殖炉の実用化までの間及びそれ以降においてもその導入量によっては、相当量のプルトニウムの蓄積が予想されるため、プルトニウムを熱中性子炉の燃料として利用する。

このため、新型転換炉を発電体系に組み入れることができるよう開発を進め、さらに、軽水炉によるプルトニウム利用を図る。この両者については、1990年代中頃までには、その実証を終了し実用化を目指す。

・また、資源の有効利用の観点から回収ウランについては、その積極的利用を図ることとし、具体的には再濃縮し軽水炉燃料とするほか、プルトニウムと混合し、混合酸化物（MOX）燃料として用いることも考えられる。

原子力研究開発全体としての整合性を確保しつつ、今まで以上に重点的に研究開発を進める。なお、その場合において、基礎的研究に必要な資金及び人材の確保については、十分配慮する。

（ｉ）　軽水炉技術の改善については、民間の自主的な努力を主体とする。国は、これに適切な支援を行うとともに、安全性に関する研究及び廃棄物処理処分等の核燃料サイクルの確立に必要な研究開発を積極に進める。

（ⅱ）　新型転換炉及び高速増殖炉並びにその核燃料サイクルに関する研究開発については、できる限り早期に実用化できるよう積極的に進める。

（ⅲ）　高温ガス炉及び原子力船に関する研究開発については、当面、実験的段階まで研究開発を進め、その後は、具体的ニーズに応じ段階的に進めていく。

（ⅳ）　核融合については、諸外国における研究開発の動向及び他の重要プロジェクトとのバランスに配慮しつつ研究開発を精力的に進める。

（Ⅴ）　放射線利用分野の研究開発については、民間に期待する点が多いが、医療分野等国民福祉の向上に資する分野及び放射線利用の幅を広げるための基礎的分野については、国が中心となって研究開発を進める。

　実用化移行段階（実用規模での技術の確認・実証と経済性の見通しの確立を図りつつ実用化を達成していく段階）に達しているプロジェクトについては、総合的な評価を行った上で、国の適切な支援の下に民間が中心となって実用化を目指す。

　実用化移行段階においては、関係者間の緊密の連携が下可欠であり、事業主体等に対し、国及び民間が適切に支携・協力することが重要である。

　このため、国は、技術の移転が円滑に進められるよう十分に配慮するとともに、必要に応じ事業主体等に対し、財政面等の支援を行う。特に、動力炉・核燃料開発事業団は、実用化移行段階においても、必要な技術開発を実施するなど重要な役割を果たす必要があり、民間に技術を移転する場合の対価に対する考え方、さらに、技術開発の受託、技術・施設を含めた出資等の必要性に関し、関係者による検討が早急に行われ、その結果を踏まえて実用化へり移行が円滑に進められるよう措置されるべきである。

（ｉ）　IAEAを中心に進められている保障措置の改善に協力していくとともに、国際的なプルトニウム管理等に関する新しい国際的枠組み作りに貢献していく。

（ⅱ）　諸外国への原子力資材・技術の移転あるいは開発途上国に対する技術協力がより活発化し、さらに将来的には、核燃料サービスに関する開発途上国の我が国への期待も高まるものと考えられるため、このような国際協力を核不拡散を担保としつつ円滑に進めるために我が国として採るべき措置につき、今後検討を進めていく。

　原子力開発利用の各分野につき、次のような施策の重点とスケジュールを掲げている。

ｉ　原子力発電については、その拡大に対応して国及び電気事業者が安全確保対策を一層充実し、安全運転の実績を積み上げていく必要がある。また、改良標準化計画を推進する等、軽水炉技術の向上を図る他、原子炉の廃止措置については、敷地を原子力発電所用地として引き続き有効に利用するという考え方の下に進め、必要な技術の改良、開発を進める。

ⅱ　ウラン濃縮については、動力炉・核燃料開発事業団が、原型プラントを早急に建設する。さらに、民間において1980年代末までに商業プラントの運転を開始し、順次プラントの能力の増大を図り、1995年に1,000トンSWU／年、2000年に3,000トンSWU／年程度の規模とする。

ⅲ　再処理については、1990年頃の運転開始を目途に民間再処理工場の建設計画を進め、これに対し国は技術面、資金面で適切な支援を行う。

ⅳ　低レベル放射性廃棄物の処分については、海洋処分と陸地処分を併せて行うこととし、極低レベルのものについては、放射性レベルに合った合理的な処分方策の確立を図る。原子力発電所等の敷地外において長期的な管理が可能な施設に貯蔵することについても、早急に開始するよう諸準備を進める。

　高レベル放射性廃棄物については、固化処理及び貯蔵の技術開発を進め、これらの技術の実証のため1980年代後半の運転開始を目途にパイロットプラントを建設する。

Ｖ　高速増殖炉についても、「もんじゅ」の建設に引き続き、1990年代初め頃着工することを目標に実証炉計画を推進する。

ⅵ　新型転換炉については、1990年代初め頃の運転開始を目標に実証炉を建設する。また、軽水炉によるプルトニウム利用については、1990年代中頃までに実用規模での実証を終了する。

ⅶ　高温ガス炉については、1990年頃の運転開始を目途に実験炉を建設する。

ⅷ　原子力船については、「むつ」の実験航海を実施し、また小型高性能の船用炉の研究開発計画を進める。

ⅸ　核融合については、1990年代後半の自己点火条件の達成を目指し、技術開発を進めるとともに実験炉建設計画を検討する。

　上記の計画を実現していく上での課題である所要資金の見通しと原子力施設の立地については次のとおりである。

　今後10年間に必要となると予想される研究開発関連資金は約５兆４千億円である。このうち、約１兆６千億円は、実用化移行段階において建設されるプラントの建設資金であり、事業主体が中心となって調達することが期待されるが、国が適切な助成に努めることが必要である。一方、残り３兆８千億円は、実用化移行段階の研究開発費並びにそれ以前の研究開発段階のプラント建設資金及び研究開発費であり、国が中心となって多様な資金調達手段を用いて確保するが、民間においても相応の資金を拠出し、積極的に協力することが望まれる。

　原子力発電所及び核燃料サイクル施設の立地を促進する。このため、広報活動の充実、地域振興策等の充実等に努め、また、関係行政機関は、緊密な連絡、調整を行い、手続きの円滑化等立地促進のための施策を協力して進める。

　また、研究開発施設の用地を先行的に確保する。

　上記長期計画のうち、核燃料サイクルの確立と炉型戦略の背景となるプルトニウム利用に関する考え方は、我が国の原子力政策の根幹の一つとして重要な問題であるので、これに関する考え方を述べることとする。

ｉ　我が国の原子力発電は、現在軽水炉が中心となっているが、軽水炉のみに依存する限り、長期的にはウラン資源の制約から、原子力発電規模に限界が生ずることは避けられない。このため、使用済燃料に含まれるプルトニウム等を利用し、ウラン資源の有効利用を図ることが必要である。また、天然ウラン資源に乏しい我が国は、今後ともウラン資源を海外に依存し続けなければならないが、使用済燃料中に生成されているプルトニウム等は、再処理を行うことによって国内資源として取り扱うことができるものであり、これらを利用し、原子力発電に関する対外依存度を低くすることが重要である。

　このため、我が国は、基本方針として使用済燃料は再処理することとし、回収されるプルトニウム等を積極的に利用することとしている。

ⅱ　プルトニウム利用の方法について、前回の長期計画においては、「将来実用化される高速増殖炉への利用が最も有効であるが、その実用化までの間、プルトニウムを熱中性子炉にリサイクルすることにより、天然ウラン及び濃縮ウランの所要量の軽減を図ることが重要な課題である。」とし、また昭和54年８月に原子力委員会が決定した「原子炉開発の基本路線における中間炉について」においては、新型転換炉について「この炉型はプルトニウムを燃料として使い得るという特長をもっているので、高速増殖炉が実用化を見るまでの中間段階において、核燃料サイクル上の有効な役割を果すものと期待される。」としている。

　このように再処理によって得られるプルトニウムは、消費した以上のプルトニウムを生成することができ将来の原子力発電の主流と考えられる高速増殖炉で利用するとことを基本方針とし、また、高速増殖炉の実用化までの間、プルトニウムを熱中性子炉で利用することとしていた。

ⅲ　一方、新長期計画の審議の過程において、高速増殖炉の本格的実用化までには、実証炉を含む数基の100万キロワット級の炉を建設する段階が必要であり、実用化の時期は概ね2010年頃と想定され、従来に比べ約10年程度実用化が遅れる見通しとなった。

　これに伴い、熱中性子炉によるプルトニウム利用を考慮しない場合、我が国が必要とする天然ウランと濃縮ウランの量が大幅に増大する見込であり、一方、高速増殖炉開発に必要なプルトニウムの利用が遅れることから、プルトニウム蓄積量は高速増殖炉実用化までの間にかなりの量に達することになる。このため、熱中性子炉によるプルトニウム利用は、従来の「天然ウラン及び濃縮ウラン所要量の削減を図る」という観点が一層重要な意義を有するようになり、これに加えてプルトニウムの貯蔵に係る経済的負担を軽減し、また、核変化により減少する分裂性プルトニウムを無駄にならないよう早期に利用し、さらには、核不拡散上の配慮からの核物質管理の負担を軽減する等の観点からも重要になってきた。

　さらに、昨今、各国における原子力発電開発が計画通り進展していないのに対し、ウラン資源量は、これまでの探鉱活動の結果、かなり増大してきている（OECD／NEA－IAEA報告では、1970年313万ショートトンに対し、1981年は652万ショートトンとなっている）ため、天然ウランの需給は緩んでおり、価格も安定している。

しかしながら、採掘までに要する期間等を考慮すると長期的には天然ウランの価格が上昇することも予想されるなど不安定な面がある。

　高速増殖炉の経済性はこの天然ウランの価格をはじめとして、炉の建設コスト、プルトニウム燃料コスト等と密接な関係があるうえ、電力需要の鈍化の傾向が続けば、高速増殖炉が実用化されたとしても直ちには、大量に導入されない場合もあり得ると考えられ、その場合に生じるプルトニウムの余剰を用いて高速増殖炉の実用化以降も熱中性子炉によるプルトニウム利用を行うことが考えられるようになった。

ⅳ　以上のように、プルトニウムは高速増殖炉で利用することを基本とするという点に変化はないものの、熱中性子炉によるプルトニウム利用が従来にも増して重要となってきた。このため、新型転換炉の実証炉を建設し、新型転換炉の開発を進めるとともに、軽水炉でのプルトニウム利用の実証を進め、これら熱中性子炉によるプルトニウム利用の実用化のために努力を傾注することとしたものである。

Ｖ　なお、プルトニウム利用の実用化には、原子炉の開発と並行して、プルトニウム燃料の加工体制の整備を進める必要がある。プルトニウムの加工については、動力炉・核燃料開発事業団において、高速実験炉「常陽」及び新型転換炉「ふげん」の燃料加工を通じて蓄積した経験の上に、加工機器の自動化や遠隔操作を大幅に取り入れ、従来にくらべ加工能力を一層増大させたプルトニウム燃料加工施設の建設計画を進めている。これは、高速増殖原型炉「もんじゅ」や新型転換炉実証炉の燃料を供給する目的をもつものであるが、将来の実用燃料加工施設への橋渡しとして技術開発上も重要なものである。

　今後、動力炉・核燃料開発事業団は、実用化に向けて、経済性等の向上を図るため、機器の大容量化・合理化の開発を進めるとこととし、民間は、実用化に備え、技術の移転が円滑に進められるよう動力炉・核燃料開発事業団の施設の運転等に積極的に参加することが必要である。