平成 28 年度発電用原子炉等利用環境調査
（米国における原子力の平和利用、核不拡散、核セキュリティに関
する政策動向等調査）
報告書
平成 29 年 3 月
一般財団法人 日本エネルギー経済研究所
本書は、
「平成 28 年度発電用原子炉等利用環境調査」として経済産業省から一般財団法人日本
エネルギー経済研究所が受託して実施した『米国における原子力の平和利用、核不拡散、核セキ
ュリティに関する政策動向等調査』の報告書である。
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目次
第1 章 原子力の平和利用、核不拡散、核セキュリティ等に関する 米国国内動向 ... 5 1-1 既設原子炉への政策支援 ... 5 1-1-1 基礎情報 ... 5 1-1-2 政策支援 ... 8 1-1-3 最近の動向 ... 11 1-2 小型モジュラー炉への政策支援 ... 15 1-2-1 基礎情報 ... 15 1-2-2 政策支援 ... 16 1-3 新型炉技術への政策支援 ... 18 1-3-1 概要 ... 18 1-3-2 研究開発 ... 21 1-4 核燃料サイクルに係る政策動向 ... 23 1-4-1 核燃料サイクルに係る研究開発 ... 23 1-4-2 再処理事業 ... 25 1-4-3 最終処分事業 ... 27 1-5 核セキュリティ・核不拡散に関する国内動向 ... 30 1-5-1 核セキュリティに関する国内動向 ... 30 1-5-2 核不拡散に関する議論動向 ... 32 1-5-3 米国の原子力技術輸出に関する国内動向 ... 33 第2 章 米国と諸外国との原子力協力における核不拡散等の政策動向 ... 35 2-1 中国 ... 35 2-1-1 原子力協定・協定交渉動向 ... 35 2-1-2 二国間関係における核不拡散政策 ... 37 2-2 インド ... 41 2-2-1 原子力協定・協定交渉動向 ... 41 2-2-2 二国間関係における核不拡散政策 ... 42 2-3 韓国 ... 44 2-3-1 原子力協定・協定交渉動向 ... 44 2-3-2 二国間関係における核不拡散政策 ... 48 2-4 トルコ ... 51 2-4-1 原子力協定・協定交渉動向 ... 51 2-4-2 二国間関係における核不拡散政策 ... 51 2-5 UAE ... 52 2-5-1 原子力協定・協定交渉動向 ... 52 2-5-2 二国間関係における核不拡散政策 ... 53 2-6 ロシア ... 56 2-6-1 原子力協定・協定交渉動向 ... 56 2-6-2 二国間関係における核不拡散政策 ... 57 2-7 多国間枠組みにおける米国の核不拡散政策動向 ... 59 2-7-1 NPT 運用検討会議 ... 59 2-7-2 核セキュリティサミット ... 61 2-7-3 原子力供給国グループ ... 65ii
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図目次
図 1-1 米国の発電電力量構成（2015 年） ... 5 図 1-2 米国の原子力発電所の設備利用率の推移 ... 8 図 1-3 LWRS プログラム体制図 ... 9 図 1-4 SMR の設計概要（NuScale Power 社の説明資料より） ... 16 図 1-5 DOE-NE の組織図 ... 18 図 2-1 IRT 試験のプロセス ... 50iv
表目次
表 1-1 米国の商業用原子炉一覧（稼働中、1/2） ... 6 表 1-2 米国の商業用原子炉一覧（稼働中、2/2） ... 7 表 1-3 閉鎖が決定した既設炉一覧（2010 年～2016 年） ... 12
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第1章 原子力の平和利用、核不拡散、核セキュリティ等に関する
米国国内動向
1-1
既設原子炉への政策支援
1-1-1 基礎情報 （1）電力供給構成 米国は、国内の豊富な石炭を用いた石炭火力発電を古くから利用してきた。2009 年以降のいわゆる「シェール 革命」によって国内の天然ガス生産が大幅に拡大したこと、気候変動対策として石炭火力の代替が進められてい ることから、発電構成に占める天然ガス火力発電のシェアが、近年急増している。 図 1-1 米国の発電電力量構成（2015 年）（出所）IEA, World Energy Balances 2016 Edition
（2）商業用原子炉一覧 米国内では2016 年末時点で 99 基の商業用原子炉が稼働中であり、4 基が建設中となっている。商業用原子炉 一覧（稼働中）を以下に示す。 石炭 34% 石油 1% 天然ガス 32% 原子力 19% 水力 6% その他 8%
Country: United States
2015年
4,292
6
表 1-1 米国の商業用原子炉一覧（稼働中、1/2）
（出所）IAEA, Power Reactor Information System より（一財）日本エネルギー経済研究所作成
発電所 炉型 状況 立地自治体 出力 [net, MW]
出力
[gross, MW] 併入日
ANO-1 PWR Operational POPE 836 903 1974/8/17 ANO-2 PWR Operational POPE 993 1065 1978/12/26 BEAVER VALLEY-1 PWR Operational SHIPPINGPORT 921 959 1976/6/14 BEAVER VALLEY-2 PWR Operational SHIPPINGPORT 904 958 1987/8/17 BRAIDWOOD-1 PWR Operational BRAIDWOOD 1194 1270 1987/7/12 BRAIDWOOD-2 PWR Operational BRAIDWOOD 1160 1230 1988/5/25 BROWNS FERRY-1 BWR Operational DECATUR 1101 1155 1973/10/15 BROWNS FERRY-2 BWR Operational DECATUR 1104 1155 1974/8/28 BROWNS FERRY-3 BWR Operational DECATUR 1105 1155 1976/9/12 BRUNSWICK-1 BWR Operational SOUTHPORT 938 990 1976/12/4 BRUNSWICK-2 BWR Operational SOUTHPORT 920 960 1975/4/29 BYRON-1 PWR Operational BYRON 1164 1242 1985/3/1 BYRON-2 PWR Operational BYRON 1136 1210 1987/2/6 CALLAWAY-1 PWR Operational FULTON 1215 1275 1984/10/24 CALVERT CLIFFS-1 PWR Operational LUSBY 866 918 1975/1/3 CALVERT CLIFFS-2 PWR Operational LUSBY 850 911 1976/12/7 CATAWBA-1 PWR Operational YORK COUNTY 1146 1188 1985/1/22 CATAWBA-2 PWR Operational YORK COUNTY 1146 1188 1986/5/18 CLINTON-1 BWR Operational HART TOWNSHIP 1065 1098 1987/4/24 COLUMBIA BWR Operational BENTON 1107 1190 1984/5/27 COMANCHE PEAK-1 PWR Operational GLEN ROSE 1218 1259 1990/4/24 COMANCHE PEAK-2 PWR Operational GLEN ROSE 1207 1250 1993/4/9 COOK-1 PWR Operational BRIDGMAN 1045 1100 1975/2/10 COOK-2 PWR Operational BRIDGMAN 1107 1151 1978/3/22 COOPER BWR Operational BROWNVILLE 768 801 1974/5/10 DAVIS BESSE-1 PWR Operational OTTAWA 894 925 1977/8/28 DIABLO CANYON-1 PWR Operational AVILA BEACH 1138 1197 1984/11/11 DIABLO CANYON-2 PWR Operational AVILA BEACH 1118 1197 1985/10/20 DRESDEN-2 BWR Operational MORRIS 894 950 1970/4/13 DRESDEN-3 BWR Operational MORRIS 879 935 1971/7/22 DUANE ARNOLD-1 BWR Operational PALO 601 624 1974/5/19 FARLEY-1 PWR Operational DOTHAN 874 918 1977/8/18 FARLEY-2 PWR Operational DOTHAN 883 928 1981/5/25 FERMI-2 BWR Operational LAGOONA BEACH 1122 1198 1986/9/21 FITZPATRICK BWR Operational OSWEGO 813 849 1975/2/1 GINNA PWR Operational ONTARIO 580 608 1969/12/2 GRAND GULF-1 BWR Operational PORT GIBSON 1419 1500 1984/10/20 HARRIS-1 PWR Operational NEW HILL 928 960 1987/1/19 HATCH-1 BWR Operational BAXLEY 876 911 1974/11/11 HATCH-2 BWR Operational BAXLEY 883 921 1978/9/22 HOPE CREEK-1 BWR Operational SALEM 1172 1240 1986/8/1 INDIAN POINT-2 PWR Operational BUCHANAN 1020 1067 1973/6/26 INDIAN POINT-3 PWR Operational BUCHANAN 1040 1085 1976/4/27 LASALLE-1 BWR Operational MARSEILLES 1137 1207 1982/9/4 LASALLE-2 BWR Operational MARSEILLES 1140 1207 1984/4/20 LIMERICK-1 BWR Operational LIMERICK 1130 1194 1985/4/13 LIMERICK-2 BWR Operational LIMERICK 1134 1194 1989/9/1 MCGUIRE-1 PWR Operational CORNELIUS 1160 1215 1981/9/12 MCGUIRE-2 PWR Operational CORNELIUS 1158 1215 1983/5/23 MILLSTONE-2 PWR Operational WATERFORD 869 918 1975/11/9 MILLSTONE-3 PWR Operational WATERFORD 1229 1280 1986/2/12
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表 1-2 米国の商業用原子炉一覧（稼働中、2/2）
（出所）IAEA, Power Reactor Information System より（一財）日本エネルギー経済研究所作成
（3）原子力発電所運転実績 米国の原子力発電所の設備利用率は1980 年代後半から 2000 年頃にかけて上昇し、2000 年代以降は 90%前後 と非常に高い水準を維持している。 発電所 炉型 状況 立地自治体 出力 [net, MW] 出力 [gross, MW] 併入日
MONTICELLO BWR Operational MONTICELLO 647 691 1971/3/5 NINE MILE POINT-1 BWR Operational SCRIBA 613 642 1969/11/9 NINE MILE POINT-2 BWR Operational SCRIBA 1277 1320 1987/8/8 NORTH ANNA-1 PWR Operational MINERAL 948 990 1978/4/17 NORTH ANNA-2 PWR Operational MINERAL 943 1011 1980/8/25 OCONEE-1 PWR Operational OCONEE 846 891 1973/5/6 OCONEE-2 PWR Operational OCONEE 848 891 1973/12/5 OCONEE-3 PWR Operational OCONEE 859 900 1974/9/18 OYSTER CREEK BWR Operational FORKED RIVER 619 652 1969/9/23 PALISADES PWR Operational SOUTH HAVEN 805 850 1971/12/31 PALO VERDE-1 PWR Operational WINTERSBURG 1311 1414 1985/6/10 PALO VERDE-2 PWR Operational WINTERSBURG 1314 1414 1986/5/20 PALO VERDE-3 PWR Operational WINTERSBURG 1312 1414 1987/11/28 PEACH BOTTOM-2 BWR Operational YORK COUNTY 1308 1412 1974/2/18 PEACH BOTTOM-3 BWR Operational YORK COUNTY 1308 1412 1974/9/1 PERRY-1 BWR Operational PERRY 1256 1303 1986/12/19 PILGRIM-1 BWR Operational PLYMOUTH 677 711 1972/7/19 POINT BEACH-1 PWR Operational TWO CREEKS 591 640 1970/11/6 POINT BEACH-2 PWR Operational TWO CREEKS 591 640 1972/8/2 PRAIRIE ISLAND-1 PWR Operational RED WING 522 566 1973/12/4 PRAIRIE ISLAND-2 PWR Operational RED WING 518 560 1974/12/21 QUAD CITIES-1 BWR Operational CORDOVA 908 940 1972/4/12 QUAD CITIES-2 BWR Operational CORDOVA 911 940 1972/5/23 RIVER BEND-1 BWR Operational ST.FRANCISVILLE 967 1016 1985/12/3 ROBINSON-2 PWR Operational HARTSVILLE 741 780 1970/9/26 SALEM-1 PWR Operational SALEM 1169 1254 1976/12/25 SALEM-2 PWR Operational SALEM 1158 1200 1981/6/3 SEABROOK-1 PWR Operational SEABROOK 1246 1296 1990/5/29 SEQUOYAH-1 PWR Operational DAISY 1152 1221 1980/7/22 SEQUOYAH-2 PWR Operational DAISY 1125 1200 1981/12/23 SOUTH TEXAS-1 PWR Operational BAY CITY 1280 1354 1988/3/30 SOUTH TEXAS-2 PWR Operational BAY CITY 1280 1354 1989/4/11 ST. LUCIE-1 PWR Operational FORT PIERCE 982 1045 1976/5/7 ST. LUCIE-2 PWR Operational FORT PIERCE 987 1050 1983/6/13 SUMMER-1 PWR Operational JENKINSVILLE 971 1006 1982/11/16 SURRY-1 PWR Operational GRAVEL NECK 838 890 1972/7/4 SURRY-2 PWR Operational GRAVEL NECK 838 890 1973/3/10 SUSQUEHANNA-1 BWR Operational SALEM 1257 1330 1982/11/16 SUSQUEHANNA-2 BWR Operational SALEM 1257 1330 1984/7/3 THREE MILE ISLAND-1 PWR Operational DAUPHIN 819 880 1974/6/19 TURKEY POINT-3 PWR Operational FLORIDA CITY 802 829 1972/11/2 TURKEY POINT-4 PWR Operational FLORIDA CITY 802 829 1973/6/21 VOGTLE-1 PWR Operational WAYNESBORO 1150 1229 1987/3/27 VOGTLE-2 PWR Operational WAYNESBORO 1152 1229 1989/4/10 WATERFORD-3 PWR Operational TAFT 1168 1250 1985/3/18 WATTS BAR-1 PWR Operational SPRING CITY 1123 1210 1996/2/6 WATTS BAR-2 PWR Operational SPRING CITY 1165 1218 2016/6/3 WOLF CREEK PWR Operational BURLINGTON 1200 1285 1985/6/12
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図 1-2 米国の原子力発電所の設備利用率の推移
（出所）IAEA, Power Reactor Information System より（一財）日本エネルギー経済研究所作成
1-1-2 政策支援
（1）軽水炉持続可能プログラム
既設炉に対する政策支援の主なものとして軽水炉持続可能性（Light Water Reactor Sustainability: LWRS） プログラム1が挙げられる。2010 年 4 月、米国エネルギー省（Department of Energy: DOE）原子力局（Office of
Nuclear Energy: NE）は、「2010 原子力研究開発ロードマップ2（Research and Development Roadmap）」を
公表。同ロードマップは、米国が原子力を、活用の必然性があり、かつ実際に活用可能なオプションとして維持 するための目標（objective）として 4 項目を掲げており、第 1 目標は既設の商業用原子炉の信頼性向上・安全性 維持・運転延長を可能とする技術開発に重点を置いている。（第 2 目標はオバマ政権のエネルギー安全保障・気 候変動目標の達成に原子力が貢献するための新型炉のコスト低減、第3 目標は持続可能な核燃料サイクルの開発、 第 4 目標は核拡散・テロのリスクの理解及び最小化である。）この目標を達成するための主要なプログラムが LWRS プログラムであり、同プログラムは以下の 3 点の目標を掲げている。
既設炉の長期間の運転における材料（material）及びシステム・構造・構成要素（systems, structures, and
components: SSC）の変化を把握・予測・計測するための科学的基礎の開発
既設炉の長期間にわたる安全かつ経済的な運転を支援する理論・技術の開発・実証における基礎的知見の 適用
原子炉のパフォーマンス・経済性・安全性を向上する新技術の調査
同プログラムは、以下の4 項目を主要な技術研究開発分野としている。
物質経年劣化（Materials Aging and Degradation: MAaD）：プラントの長期間の運転における物質及び SSC の劣化を把握・予測するための科学的基礎。安全かつ持続的な運転に必要な SSC のパフォーマンス を評価するデータ・理論の構築を図るもの。その成果は、規制機関・産業界双方にとって鍵となる、プラ ントの長期間の運転における物質の限界確認や劣化防止アプローチに活用される。 1 https://lwrs.inl.gov/SitePages/Reports.aspx 2 https://energy.gov/sites/prod/files/NuclearEnergy_Roadmap_Final.pdf 0% 20% 40% 60% 80% 100% 1985 1990 1995 2000 2005 2010 2015 設備利用率
9
リスク情報に基づく安全マージンの特性評価（Risk-Informed Safety Margin Characterization:
RISMC）：プラントに関するより良い意思決定のための、安全マージンの定量化における不確実性管理支 援アプローチの開発・実証。このアプローチは、①安全マージンの定量化に関するリスク評価手法を開発・ 実証し、②プラントの安全マージン及びそれがプラントの運転や経済性に与えるインパクトのより精緻な 定量化を可能とする先進的安全評価ツールを創出する。その成果は、実際のプラントの安全又は運転マー ジンに対する新たな洞察を生み、延長された運転期間における、それらのマージンのコスト効率的な管理 を可能とする、最先端のプラント安全分析情報を創出する。
先進的計装・情報・制御（Instrumentation, Information, and Control: II&C）システム技術：より自動
化され信頼性の高いプラントの運転の実現に向け、新たな情報制御技術や先進的状態監視技術の開発又は 試験を通じ、計装・制御技術の劣化対策及び更新を図るもの。その成果は、運転状態及び平均マージンの 理解向上や運転中の事象への対処手法・能力の改善に寄与する、既設炉向けの新たなII&C 技術・システ ムの設計及び導入に活用される。
原子炉安全技術（Reactor Safety Technologies: RST）：既存の分析コード及びシビアアクシデント、特に 福島第一事故から得られた情報を活用し、設計外事象の理解向上及びシビアアクシデントの進展・帰結に おける不確実性の低減を図るもの。その成果は、低減手法の開発や既設軽水炉向けのシビアアクシデント 管理ガイドラインの改良に活用される。
同プログラム全体の運営はDOE-NE が行っている。プログラムの意思決定・運営管理・予算管理及び技術統 括局（Technical Integration Office）の監督等は、DOE アイダホ運転局（DOE-ID Operations Office）と連携 しながら、同軽水炉技術局（DOE-NE LWR Technologies）が担当している。
図 1-3 LWRS プログラム体制図
10
当年度のプログラムの成果及び次年度以降の計画は、上述の技術研究開発分野の項目毎に毎年度公表されるこ ととなっている。2016 年 2 月に公表3されている2015 年度の成果のうち、一例として「リスク情報に基づく安
全マージンの特性評価」の成果を以下に示す（2017 年 2 月末時点で確認した限り、2016 年 2 月に公表された同 報告書が最新である）。
原子炉暴走・放射能漏れ分析プログラムRELAP（Reactor Excursion and Leak Analysis Program）第 7 版ベータ版1.0 の公表
地震モデル検証に向けた3 つの主要な地震事象（2011 年 8 月 North Anna、2011 年 3 月福島第一・第二、 2007 年柏崎刈羽）からのデータ収集
確率論的シナリオシミュレーションコードRAVEN（Risk Analysis and Virtual Control Environment） の活用マニュアルの作成 Grizzly（構成要素の経年モデル）の決定論的圧力容器破壊シミュレーション能力の向上 緊急時炉心冷却システム発動時の燃料被覆管の許容基準の初期的分析 溢水シミュレーションツールの評価（将来的な利用に向け3 つを選定） Grizzly（構成要素の経年モデル）における拡張型有限要素理論技術の導入 溢水シナリオにおける人的信頼性シミュレーションの実証 伝統的な線形・確率論的地震リスク評価と非線形土壌構造相互作用分析との初歩的比較 （2）閉鎖防止策の検討 近年、既設炉が収益性の低下等により早期閉鎖となるケースが相次いでいる状況を受け、2016 年 5 月、DOE 主催の会合”Department of Energy Summit on Improving the Economics of America's Nuclear Power Plants” が開催された4。同会合では、産業界の専門家、国会議員、政府関係者及び他の利害関係者等が、既設炉を維持す るために州あるいは連邦レベルで必要となる政策課題等について意見交換を行ったが、具体的な連邦大の施策の 検討・立案までには至っていない。主な出席者の発言は以下のとおり（肩書きは当時）。 アーネスト・モニッツ氏（DOE 長官）：（原子力発電プラントの）60 年の運転期間を前提とすれば、2030 年代は正に危機的な状況になる。我々が今回のワークショップで議論することが、この先の15 年で、原 子力が我々の炭素目標達成に大きく貢献するものとして強力な復活を遂げる時代につながるものとなれ ば喜ばしい。 アダム・キンジンガー氏（共和党、イリノイ州選出下院議員）：私の地域における原子力発電所の閉鎖の 影響は非常に大きいだろう。もし、我々が炭素排出実質ゼロ（carbon-neutral）の未来を実現しようとす るならば、また、発電所に関わる職及び雇用を維持しようとするならば、既存の設備を維持することが第 一ステップであると我々は理解している。 コーリー・ブッカー氏（民主党、ニュージャージー州選出上院議員）：新たな技術を実用化することは素 晴らしい。だが、我々は既存の原子力発電所を支援すべきである。原子力は必要不可欠なベースロード電 源で、米国における炭素排出の無い（carbon-free）電力の 60%以上を供給している。ほとんどの米国人 はこのことを理解しておらず、私も理解していない一人だった。炭素排出の無いベースロード電源と言っ たら、それはまさに原子力だ。 ジョセフ・ドミングウェズ氏（Exelon 社、政府・規制問題・公共政策担当副社長）：カリフォルニア州で は、温室効果ガス排出量の著しい増加がみられ、San Onofre 原子力発電所の閉鎖によって再生可能エネ ルギーに関する全ての取り組みが水の泡となっている。もし我々が同時に原子力発電所を閉鎖した場合、 再生可能エネルギー導入時の我々の取り組みは、単に自分たちが掘った穴から抜け出そうとしていること にすぎない。 3 https://lwrs.inl.gov/Technical%20Integration%20Office/LWRS_Integrated_Program_Plan.pdf 4 https://www.energy.gov/ne/articles/doe-summit-improving-economics-america-s-nuclear-power-plants
11 マーヴィン・ファーテル氏（米国原子力エネルギー協会（NEI）会長）：我々は既設原子炉、それも格別 に良好なパフォーマンスのプラントに関わる現実の課題を抱えている。これはシステミックな問題であり、 その問題に対応しなければより大きな問題を抱えることとなる。この先5 年から 10 年のうちに、さらに 15～20 基のプラントが早期閉鎖に追い込まれるリスクがあると考える。もし本当に炭素排出削減をより 良い方法で行いたいのであれば、炭素排出の無い、もしくは少ない電力供給を実現するために、再生可能 エネルギーからより高い基準のエネルギーにシフトすべきだ。炭素排出の無い電源、即ち、水力・原子力・ 風力及び太陽光の全てを活用すべきであり、技術的選択肢を狭めてはいけない。切迫感と行動が非常に重 要である。これは深刻でシステミックな問題であり、バラバラの問題ではない。実際の行動が5 年後では なく今必要とされているのだ。なぜならば、その5年の間に我々は多くの発電所を失うことになるからだ。 1-1-3 最近の動向 （1）連邦レベル 1-1-1 に示したとおり、米国は 2016 年末現在で 99 基・約 105GW（グロス）の既設炉を有しており、基数・ 発電容量ともに世界第1 位である。また、米国の既設炉の特徴として、その約 8 割が運転延長認可（当初の認可 運転期間である40 年を超えて 60 年まで運転する認可）を取得している点が挙げられる。近年の米国における既 設炉の運転実績は極めて良好であり、2000 年代には閉鎖は 1 件も見られなかった。 しかしながら、2010 年代に入ってからは経済性の低下等を理由とする閉鎖決定が数多く見られるようになった。 下表は、閉鎖が決定した炉について閉鎖決定時期・閉鎖実施（又は予定）時期・立地州等をまとめたものである。 2010 年から 2016 年末までに閉鎖が決定したものは計 9 発電所・11 基に上る。設備の異常が閉鎖決定の要因で あるCrystal River-3、San Onofre-2,3 以外のケースについて、閉鎖決定の要因として事業者が挙げていること を要約すると、主に以下の4 点となる。 卸電力価格の低下：2013 年以降のケースでは、その要因がガス価格の低下であると明言されている。 発電コストの上昇：一部のケースでは、その具体的要因として、環境規制対応・安全対策・運転延長対応 等が挙げられている。 再エネの拡大：一部のケースでは、再エネが卸電力価格の低下を招いていることや、大規模電源である原 子力の必要性を低下させていることが述べられている。 原子力に対する市場評価・政策的支援の不備：政策的支援を受けた再エネが卸電力市場に参入し、価格低 下を招いている一方で、供給安定性が高く、再エネと同様にcarbon-free 電源である原子力に対する市場 評価や政策的支援が不十分であることに対する異議が一部のケースで表明されている。
12
表 1-3 閉鎖が決定した既設炉一覧（2010 年～2016 年）
（出所）各事業者ウェブサイト5等を基に作成
（注）Fort Calhoun-1 は実際には 2016 年 10 月に閉鎖
こうした状況に対して、連邦大の原子力産業団体である原子力エネルギー協会（Nuclear Energy Institute: NEI）は、既設炉の閉鎖を防止するための取組みをまとめたロードマップ「Delivering the Nuclear Promise: Advancing Safety, Reliability and Economic Performance」を 2016 年 2 月に公表。この中で、NEI は、原子力 運転事業者協会（Institute of Nuclear Power Operations: INPO）・電力研究所（Electric Power Research Institute: EPRI）と連携しながら、安全性や供給安定性の維持を前提としつつ、2017 年 1 月までに 15%、2018 年1 月までに 30%のコストカット（対 2012 年比）を図るとしている。また、連邦・州政府に対して、温室効果 ガス排出削減等における原子力の貢献を訴求し、閉鎖を防止する政策を実施するよう求めていくとしている。 （2）州レベル（イリノイ州・ニューヨーク州） 各種報道によれば、経済性の低下を理由に閉鎖の危機にある既設炉は、上述の9 発電所・11 基以外にも数多く 5 http://www.exeloncorp.com/newsroom/Documents/Press-Release-Exelon-to-Retire-Oyster-Creek-Generating-Station-in-2019.p df#search=Oyster%20Creek%202019 https://www.dom.com/corporate/news/news-releases/134663 https://www.duke-energy.com/news/releases/2013020501.asp http://newsroom.edison.com/releases/southern-california-edison-announces-plans-to-retire-san-onofre-nuclear-generating-station http://www.entergy.com/news_room/newsrelease.aspx?NR_ID=2769 http://www.pilgrimpower.com/entergy-to-close-pilgrim-nuclear-power-station-in-massachusetts-no-later-than-june-1-2019/ http://www.oppd.com/news-resources/news-releases/2016/june/oppd-board-votes-to-decommission-fort-calhoun-station/ http://www.pge.com/includes/docs/pdfs/safety/dcpp/MJBA.pdf http://www.entergynewsroom.com/latest-news/palisades-power-purchase-agreement-end-early/ 発電所 決定 時期 閉鎖 時期 立地州 事業者 炉型・ 発電容量 （MW） 閉鎖理由
Oyster Creek 2010/12 2019/12 New Jersey Exelon BWR 652
①電力価格・需要の低下及び資本コストの増大 ②環境規制対応コスト（冷却塔の新設） 上記2点等による経済性の悪化
Kewaunee 2012/10 2013/5 Wisconsin Dominion PWR 595 ①発電容量の小ささ ②卸電力価格の低下 上記2点から、定期的な資産見直しの際に経済性が 低いと判断 Crystal
River-3 2013/2 2013/2 Florida Duke Energy
PWR 890 格納容器の修理に要するコスト・期間を考慮 （2009年、SG取替時に格納容器の壁に剥離を発見） San Onofre-2,3 2013/6 2013/6 California Southern California Edison PWR 各1,127 再稼働審査に要するコスト・期間の不確実性を考慮 （2012年、3号機のSG内部の配管から漏洩が発生し 稼働停止） Vermont
Yankee 2013/8 2014/12 Vermont Entergy
BWR 635 ①ガス価格下落による卸電力価格の低下 ②安全対策等に要する資本コストの増大 ③容量・電源の多様性に対する市場評価の不備 上記3点等による経済性の悪化
Pilgrim-1 2015/10 2019/5 Massachusetts Entergy BWR 711 ①ガス価格下落による卸電力価格の低下 ②原子力に対する市場評価の不備 ③安全対策等に要するコストの増大 Fort Calhoun-1 2016/6 2016/12 Nebraska Omaha Public Power District PWR 512 ①ガス価格の下落と電力需要の低下
②Clean Power Planが既設炉にcreditを与えない こと ③出力が小さく規模の経済性が働かないこと Diablo Canyon-1,2 2016/6 2024/11 2025/8 California
Pacific Gas & Electric PWR 各1,197 ①今後の電力需要の不確実性 ②再エネ拡大による既存電源の必要性低下 ③PV拡大によるベースロード電源の必要性低下 ④設備コスト等の増大
Palisades 2016/12 2018/10 Michigan Entergy 850 ①市場環境の悪化
13 存在し、その多くがイリノイ州・ニューヨーク州に立地している。両州では既設炉の閉鎖による地元経済や温室 効果ガス排出量等への悪影響が懸念され、既設炉の閉鎖を防止するための政策措置が検討された結果、両州とも 2016 年に既設炉の閉鎖を防止するための政策実施が決定している。以下にその概要を示す。 （a）イリノイ州 イリノイ州では、州内の全ての原子力発電所を有するExelon 社が、経済性の低下により州内の既設原子炉が 閉鎖の危機にあることを早くから訴えていた。これを受け、2014 年 5 月、州下院議会で「原子力発電所閉鎖に 関する決議」が採択され、発電所の閉鎖による経済面や供給面での影響が調査された。翌2015 年 2 月に下院に 提出された法案は、原子力を含む電源を低炭素電源と定義し、各小売事業者に一定量、低炭素電源からの調達を 義務付けるもので、既設原子炉の閉鎖防止に寄与するものと期待されていたが、成立には至らなかった。 さらに翌年の2016 年 2 月、上院に「公益事業法」の改正法案が提出された。この法案は、太陽光等の分散型 電源の導入促進、エネルギーの効率的利用に関する基準の更新、スマートグリッド技術の研究プログラムの実施、 低所得者向け電力料金優遇の拡充等、様々な施策の実施を定めたものであり、その中に、気候変動目標の達成と 大気汚染の防止を目的とするZero emission standard（以下、ZES）の創設が定められた。これは、次項で紹介 するニューヨーク州の施策を参考にしたものと考えられる。ZES の主な内容6は以下のとおり。
原子力で発電し、PJM（ペンシルバニア‐ニュージャージー‐メリーランド独立系統運用機関）・MISO
（内陸独立系統運用機関）に連系している設備をZero emission facility（ZEF）と定義。ZEF から発電 される1MWh の電力の環境価値を表す取引可能なクレジットを Zero emission credit（ZEC）と定義。州 内で小売事業を行う電力会社に対して、2017 年 6 月 1 日から始まる供給年7において、各事業者の2014
年（暦年）の年間販売電力量の16%に相当する ZEC を cost-effective に生み出す合理的能力を有する ZEF との間で、電力調達契約を締結するよう義務付け。調達期間は、2026 年 5 月 31 日までの 10 年間。
各供給年におけるZEC の価格は、炭素の社会的費用（Social Cost of Carbon: SCC）に同じ。具体的には、 U.S. Interagency Working Group on Social Cost of Carbon（省庁横断型作業部会）が 2016 年 8 月に更 新した、割引率3%における炭素の社会的コスト$16.50/MWh を用いる。（供給年毎にインフレ調整を行 う。また、2023 年 6 月以降の供給年においては、供給年毎に$1/MWh 上昇するものとしている。）ただし、 当該供給年の市場価格指数8が、2016 年 5 月末までの 12 カ月の市場価格に基づくベースライン市場価格 指数9を上回る場合には、その分だけZEC の価格が減額される。その上回る額が SCC 以上の額になった 場合、ZEC は 0 になる。 なお、この法案では、ZES とは別に、州内で小売事業を行う電力会社に様々な省エネ・再エネ促進策の実施が 定められており、それらの費用は電気料金に賦課して回収することが認められているが、それによる電気料金の 上昇は一定範囲に制限されており、それを超えると予測される場合には、ZES を含めた施策の実施が見直される こととなっている。 この法案は修正を経て2016 年 12 月に成立。複数の報道では、Exelon 社の推計として、「ZEC の対価として、 Exelon 社は年間 2 億 3,500 万ドルを受け取る（対象期間 10 年間の平均）見込みである。」と紹介されている。 同社は、ZES の実施によって既設炉の閉鎖が防止され、経済や雇用の損失が回避されるとして、法案成立を高く 評価している。 （b）ニューヨーク州
ニューヨーク州は、2015 年 11 月に制定した「2015 New York State Energy Plan」の中で、2030 年までの目 標として、以下のような野心的な3 項目を掲げている。 温室効果ガス排出量を1990 年比で 40%削減 6 修正を経て成立した時点の内容を記載。 7 毎年 6 月 1 日から翌年 5 月 31 日までの 1 年間を供給年と定義。 8 電源価格及び容量価格の予測に基づくもの。 9 2016 年 5 月末までの 12 カ月の市場電力価格（電源価格及び容量価格）に基づくもの。
14 再生可能エネルギー比率を50%まで拡大 建築物のエネルギー消費を2012 年比で 23%削減 一方、既設原子炉については、イリノイ州の場合と同様、所有者であるExelon 社及び Entergy 社から、経済 性の低下を理由とする閉鎖の可能性が訴えられていた。これを受け、ニューヨーク州は既設原子炉の閉鎖影響に 関する調査を実施。2015 年 12 月に同州からの依頼を受けて調査を行った Brattle Group の報告書では、閉鎖に よる以下のような悪影響が指摘された。 州北部の原子力発電所の閉鎖により、今後10 年間で電力価格が 150 億ドル上昇。 税収入が年間1 億 4,400 万ドル減少。 CO2排出量が年間1,600 万トン増加。 2016 年 1 月、そうした既設炉の閉鎖による悪影響を重く見たクオモ州知事は、閉鎖を防止する政策の検討を 指示。同月、州公益サービス局（NYDPS）は、再エネ普及策と併せて、既設炉の維持策である「Nuclear Zero Emission Credits （ZECs）」に関する規程を含む「Clean Energy Standard（CES）」の草案を公表。CES は その後修正を経て同年8 月に承認された。ZEC の主な内容は以下のとおり。 2017 年 4 月 1 日から 2029 年 3 月 31 日までの 12 年間を、2 年毎に 6 期間に分割し期間毎に補助額を算 定。 州内の4 発電所のうち、州北部に立地する Fitzpatrick、Ginna、Nine Mile の 3 発電所を補助対象とする。 州南部に立地するIndian Point は対象外。 対象発電所が発電した電力量に対するクレジットを「Zero-Emissions Credit（ZEC）」と定義。ZEC は
New York State Energy Research and Development Authority（ニューヨーク州エネルギー研究開発局） が全量買い取り、以下の式で算定された額を補助する。
補助額は、次の「①－②－③」で算定される。
①Social Cost of Carbon：U.S. Interagency Working Group（省庁横断型作業部会）10によって算定
される「炭素の社会的費用」の予測値。第1 期間については「$42.87/short ton」を用いるが、第 2 期間以降は上昇していく。
②Baseline RGGI Effect：ニューヨーク州等の 9 つの州が、電力部門の GHG 排出削減等のために創 設した枠組みである「The Regional Greenhouse Gas Initiative (RGGI)」において、CO2のcap and
trade等のプログラム実施で受取可能な額（予測値）。第2期間以降も、第1期間と同じ額（$10.41/short ton）で固定されている。
③Amount Zone A Forecast Energy Price and ROS Forecast Capacity Price combined exceeds $39/MWh：NYISO（ニューヨーク独立系統運用機関）の Zone A における電力価格と、ROS（Rest of State：Zone A~F）における容量価格それぞれの予測値の合計が基準価格$39/MWh を上回る場合、 上回った分のみ控除される。
以上の式により、第1 期間における ZEC 価格は$42.87－$10.41=$32.47/short ton となり、これを MWh に換算すると$17.48/MWh となる。 ニューヨーク州の ZEC 制度は、低炭素電源としての原子力の価値を定量的に評価し、クレジット（補助）を 与えることで既設炉の閉鎖防止を図るものであり、同種の制度として初めて成立に至ったものである。業界団体 であるNEI や Exelon 社等はこれを高く評価している。 10 前項のイリノイ州と同様である。
15
1-2
小型モジュラー炉への政策支援
1-2-1 基礎情報
（1）SMR 技術
小型モジュラー炉（Small Modular Reactor: SMR）は、現状ベースロード電源タイプの原子炉の容量が概ね 100 万 kW 以上であるのに対し、容量が 30 万 kW 程度以下と小型であり、炉を工場生産したうえでトラックや 鉄道等でサイトまで輸送することが可能となるよう設計されている炉である。SMR は以下に示す様々な利点を 有することから、今後10 年程度以内に商業化が実現すれば、米国のエネルギー安全保障・経済・気候変動対策 等に重要な役割を果たすものと期待されている。 モジュラー性：SMR における「モジュラー性」とは、原子炉の蒸気発生システムにおける主要な構造物 を工場で生産し、サイトへと輸送できることを指す。現状の大型原子炉も、工場で生産された部品（もし くはモジュラー）を設計に沿って組み立ててはいるが、それには多大な現場作業が必要となっている。 SMR は、サイトでの準備作業を限定し、大型炉の場合に必要となっている長期間の建設期間を大幅に短 縮することを目指している。SMR は大型炉と比較して、設計の単純性、安全性、工場生産による経済性 及び高品質性、及び（ファイナンス、立地、サイズ、電力需要への対応における）柔軟性に優れている。 モジュラーはエネルギー需要の増大に合わせて段階的に追加することができる。 資本コストの低減：SMR は、モジュラー構造物と工場生産が建設コストを抑え建設期間を短縮すること により、資本コストを低減し、所有者の資本投資に係る負担を削減することができる。 立地の柔軟性：SMR は、大型炉が必要でない場所や大型炉を維持するほどインフラが十分でない場所で も発電が可能である。この特性により、より小さな電力市場、隔離されたエリア、より小さなグリッド、 水の供給や広さが限られたサイトでの発電あるいは様々な工業的活用の可能性を有する。SMR は、経年 化した火力発電所の更新・再活用、もしくは既存の工業プロセス・温室効果ガスを排出しない電源による 発電等を補完するオプションとなり得る。 効率性の向上：SMR には、再エネ・化石燃料等の他電源と組み合わせることにより、グリッドの安定性 やセキュリティを向上しつつ、効率性を高め、エネルギー供給を多様化できる可能性がある。SMR の中 には、高温の熱を発生し、発電のみならず他の工業用途に活用できる可能性を有するものもある。 核不拡散性：SMR は、米国及び広範な国際社会において、安全性や潜在的な核不拡散性というメリット をもたらす。SMR はほとんどのケースにおいて、安全性及びセキュリティ強化の理由から地下に建設さ れる見込みであり、人的破壊行為や、自然災害に対する脆弱性を改善する。SMR の中には、運転期間の 延長を燃料の再充填なしに行えるような設計が計画されているものもある。こうしたタイプのSMR は、 工場内で生産及び燃料充填が行われ、封入されたうえでサイトに輸送され、発電あるいは熱生産を行った 後、工場で燃料取り出しが行われる、というプロセスを実現する可能性もある。こうしたアプローチは、 核物質の輸送及び管理プロセスの最小化に寄与する。 国際的な市場性：SMR には国内及び国際的な市場が存在し、米国の産業界は両者において競争力を有し ている。DOE は、標準化された SMR 設計の開発によって、米国企業が国際エネルギー市場におけるプ レゼンスを増大することも期待している。
16
図 1-4 SMR の設計概要（NuScale Power 社の説明資料より）
（出所）NuScale Power 社ウェブサイト
（2）米国における SMR 開発の経緯
前項に述べた「2010 原子力研究開発ロードマップ（Research and Development Roadmap）」の第 2 目標は、 「エネルギー安全保障と気候変動対策に寄与する新型炉の実用可能性を高める」というものである。この中で、 SMR は高温炉（High Temperature Reactor: HTR）等と並んで有望な設計であるとされた上で、核拡散リスク を低減し、他の設計よりも建設を単純化するものであると述べられており、同ロードマップにおいて鍵となる新 技術の1 つとなっている。
2012 年度に開始された SMR 認可技術支援（Licensing Technical Support: LTS）プログラムは、産業界・研 究機関・国立研究所及び学会と連携しながら、SMR の設計認証・認可・国内における立地を促進し、開発にお ける経済的・技術的及び規制活動上の障壁の低減を図ってきた。 LTS プログラムは、米国に拠点を置く SMR プロジェクトの設計認証・認可・立地許可の支援を行うことで、 SMR の開発を促進することを目的としている。後述するとおり、同プログラムは当初、2 つの設計（NuScale、 mPower）の認証申請及び立地許可に向けた準備・審査の支援を行っていたが、現在は 1 つの設計（NuScale） のみを対象としている。また、2 プロジェクトにおける立地許可に向けた支援も行っている。 1-2-2 政策支援 （1）SMR 認可技術支援プログラム LTS プログラムの内容及び成果は、2016 年末現在、以下のとおりとなっている。
NuScale Power Partnership：DOE は、米国原子力規制委員会（Nuclear Regulatory Commission: NRC）
に既に認証されている設計よりも安全性・運転性能及びパフォーマンスに優れた、革新的で効果的な設計 を条件とするSMR 設計の公募において、NuScale Power 社を選定。同社の SMR 設計は、安全性・容量 の可変性・輸送性・経済性に優れ、2025 年までの商業運転開始を見込めるという特長を有している。DOE は、同社との合意の実施及び一定規模のプロジェクトの完遂を目指し、協力を継続している。DOE と同
17 社との合意内容は、以下のとおり。 2014 年（暦年）の第 3 四半期までに初期設計を完了 設計の改良に寄与し NRC の審査要件を満たす試験プログラムの実施 2016 年末までに NRC に設計認証を申請 2019 年中頃までにモジュラーの最終設計を完了 SMR Siting Projects：DOE は、以下の 2 プロジェクトにおける立地許認可に向けた支援を実施。
テネシー川流域開発公社（Tennessee Valley Authority: TVA）との間で、早期立地許可申請及び NRC による審査、さらにその後の建設・運転一括許可申請（Combined Operating License Applications: COLA）を支援する 5 年間の省庁間合意を締結。この合意は 2015 年 6 月に期間満了。
NuScale 社及びその二次的受領者であるユタ州市町村電力公社（Utah Associated Municipal Power Systems: UAMPS）との間で、サイト特性調査や、COLA に向けた最終安全分析報告書・環境報告 書・保障計画等の申請書類準備を行うための、約3 年間にわたる協力合意を締結。これは 2015 年 8 月11 日で期間満了。
Support in Resolving Generic SMR Issues：このプログラムでは、短期的に認証可能な SMR 設計及び改
良型・次世代型のSMR 設計概念の双方が直面すると考えられる、認可取得・コスト削減及び商業化にお ける一般的な課題の解決に寄与する複数の調査分析を実施。設計概念は、その固有の価値に対して一般的 理解が得られるよう産業界のステークホルダーによって精査され、調査はLTS プロジェクトの予算の一 部を活用して実施された。
B&W mPower America Design Certification Project：2013 年、DOE は、Bechtel Power 社及び TVA
との連携によるB&W mPower Americaとの間で、mPower 炉の設計認証申請、及びTVAのClinch River サイトにおける同炉の建設に必要な立地許可申請を支援するための協力合意を締結。しかし、2014 年 2 月、B&W 社は B&W mPower に対する投資を「最大で年間 1,500 万ドル」に削減すると発表。DOE は B&W mPower が投資家を募集している間、額を減らしたうえで拠出を継続していたものの、2014 年 12 月で拠出を一旦停止している（合意自体は現在も有効）。
（2）最近の動向 （a）TVA
2016 年 5 月 13 日、TVA は、テネシー.州オークリッジ近郊の Clinch River サイトについて、SMR の将来的 な建設と運転を想定した早期立地許可（Early Site Permit: ESP）を NRC に申請したと発表した11。これはSMR
に関連する申請をNRC に行った最初の例となった。NRC は、1,200 エーカー（約 4.9 平方キロメートル）の敷 地について、将来的な新型炉の建設に当たって必要となる安全性・環境適合性・緊急時対応策等の要件に関する 審査を行うこととなる。
前述のとおり、2013 年、TVA 及び Bechtel Power 社との連携による B&W mPower America が、NRC との 間で、mPower 炉の設計認証申請及び Clinch River サイトにおける同炉の建設に必要な立地許可申請を支援する ための協力合意を締結しているが、今回のESP 申請では SMR の具体的な炉型は特定されていない。TVA は、 SMR 建設に関する判断にはまだ数年を要するとしているが、導入が実現すれば、テネシー渓谷流域の安定供給・ 環境・経済発展に貢献するとしている。
（b）NuScale
2017 年 1 月 12 日、NuScale 社は、同社の商業用 SMR の設計認証（Design Certification: DC）を 2016 年 12 月 31 日付けで NRC に申請したと発表した12。これはSMR の DC 申請を NRC に行った初の例となった。申 請書は約12,000 頁に及び、NRC は最初の 2 カ月で申請書の記載情報に不足がないかを確認した後、40 カ月以 11 https://www.tva.gov/Newsroom/Press-Releases/TVA-Submits-Early-Site-Permit-Application-For-Clinch-River-SMRs 12 http://newsroom.nuscalepower.com/press-release/company/nuscale-submits-first-ever-small-modular-reactor-design-certificati on-applicat
18 内を目標にDC 審査を行うこととなる。
同社の発表によれば、最初の商業用炉は 12 本のモジュラー（発電システムの最小構成単位であり、NuScale 社の設計では格納容器に炉心と蒸気発生器を搭載した構造となっている。図 1-4 参照）を搭載し、アイダホ国立 研究所の敷地内に建設される予定である。また、所有者はUAMPS、運転者は Energy Northwest 社となる予定 であり、商業運転開始の目標年は2026 年とされている。 同社は、米国内のみならず海外への輸出も視野に入れており、控えめに見積もった結果（conservative estimates） として、2035 年までに世界で 55～75GW、モジュラーに換算して 1,000 本以上の同社製 SMR が運転すること になるとの予測を紹介している。
1-3
新型炉技術への政策支援
1-3-1 概要 （1）ART・NE の役割DOE の新型炉技術部（Office of Advanced Reactor Technologies: ART）は NE の一部門であり、文字通り、 第 4 世代炉以降の革新型炉の研究開発を所掌する部署である。Next Generation Nuclear Plant（NGNP）、 Advanced Reactor Concepts（ARC）、Advanced Small Modular Reactor（aSMR）といった各種プログラムを 通して、安全性・信頼性・核拡散抵抗性・経済性に優れた原子炉技術の研究開発を進めている。これらのプログ ラムで推進している技術の具体的概要については、1-3-2 研究開発 の項で述べる。NE の組織図を以下に示す。
図 1-5 DOE-NE の組織図
19
DOE-NE が 2016 年 2 月に公表した、2017 年度の予算要求文書（Budget Request）13では、近年電力市場の
中で既設新設を問わず原子力投資環境が厳しくなっているにも関わらず、地球温暖化防止やエネルギー・セキュ リティの観点から、経済性や安全性に優れた革新的原子炉技術への期待が高まっていることが言及されている。 2017 年 3 月時点では、2018 年度の予算要求文書は公表されていないが、2017 年 3 月に公表された 2018 年度予 算教書14では、DOE-NE が関与する「エネルギー高等研究計画局（Advanced Research Projects Agency-Energy:
ARPA-E）」や、クリーンエネルギー融資保証プログラム（Title XVII innovative clean energy projects loan program）の廃止がトランプ大統領によって打ち出された。2015 年 12 月のパリ合意を受けてオバマ大統領が 「Mission Innovation」と称するクリーンエネルギー開発の加速方針を打ち出したことを受け、DOE-NE でもそ れを意識した総額9 億 9,400 万ドルの 2017 年度予算を要求している。内訳では、SMR の設計認証作業に係る支 援に9,000 億ドル、既設炉及び革新型概念の開発に 1 億 900 万ドル、核燃料サイクル技術に 2 億 5,000 万ドル等 となっているが、アイダホ国立研究所の施設改修及びATR reliability improvement program に 3 億 5,600 万ド ルを割り当てているところが注目される。 （2）新型炉開発・導入に向けたビジョンと戦略 気候変動へ取り組み、エネルギー需要の増加を満たすために、クリーンなエネルギー資源の利用拡大が求めら れる中で、原子力エネルギーの安全な利用は、国際的な気候変動目標の達成、経済的競争力、継続的な利用が可 能な資源としての観点から重要な役割が期待されている。しかしながら、運転の寿命を迎える原子力プラントの 数が今後数十年で増加する状況下で、2050 年までの米国のエネルギーミックスにおける原子力利用の維持のため には、新型炉の新たな世代の開発・導入が必要である。新型炉は既存の軽水炉の技術と比較して、安全性、経済 性、資源利用性、放射性廃棄物の低減、熱利用、核不拡散、運転の容易さなどの観点で優れた潜在的利点をもつ。 DOE は、新型炉の技術向上に関してリーダーシップを発揮することで、米国が、世界的なエネルギー需要に対 する新たな原子力発電の選択肢の中で、国の安全保障目標を具体化し続けることができるだろうと指摘している。 DOE は、クリーンエネルギーや国家安全保障に対する幅広い貢献の一環として、新型炉技術の開発、究極的に は導入を支援するためのビジョンや戦略（Vision and Strategy for the Development and Deployment of Advanced Reactors）を策定している。具体的なビジョンを以下に示す。 ビジョン：新型炉は安全性、費用、性能、持続可能性の向上、核不拡散リスクの低減といった観点から利 点があるため、2050 年までには、国内的にも国際的にも、新型炉が原子力エネルギーミックスの重要な 構成要素となるようにする。 また、新しい原子力技術の開発には15 年から 20 年の年月が必要であることを認識し、DOE は原子炉概念の 新たな世代の向上に向けた民間セクターのイニシアチブを支援することを強調する。具体的な目標は以下のとお り。 目標：2030 年代前半までに、少なくとも 2 つの新型炉の概念（非軽水炉）が、技術的に成熟し、安全性・ 経済的利点が実証され、NRC による安全審査が完了して建設を進めるに十分なものとなる。 このビジョンや目標の達成のために、DOE は 6 つの戦略目標を掲げる：
1. 原子力技術のイノベーションインフラを強化し、Gateway for Accelerated Innovation in Nuclear（GAIN） イニシアチブを通じてDOE の有する専門知識や能力への民間セクターのアクセスを向上させる。
2. 新型炉の性能を実証し、技術的リスクを低減させる。 3. 新型炉の核燃料サイクルの方針開発を支援する。
13 Office of Nuclear Energy, FY 2017 Budget Request: https://www.energy.gov/sites/prod/files/2016/02/f29/2016.02.09%20-%2
0NE%20FY17%20Budget%20Request%20.pdf
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4. 新型炉の効率的で信頼性の高い規制枠組みの創設を支援する。
5. 公的・民間セクターの投資の効果を最大化し、新型炉導入の加速に関する民間セクター支援の政策インセ ンティブを調査する。
6. Nuclear Energy University Program（NEUP）等を通じた人材や労働人口の創出に取り組む。
（3）第 4 世代原子力システムに関する国際フォーラムへの協力15
第4 世代原子力システムに関する国際フォーラム（Generation IV International Forum: GIF）は、1999 年に 米国がGeneration IV の概念を提唱し、各国に対してその研究および開発に関する国際協力のための枠組みとし て構築を呼びかけたことで誕生した。これを受けて2001 年 7 月に GIF の理念を定めた憲章が作成され、現在で は、12 の国と欧州原子力共同体によって構成されている。以下、米国の具体的な取り組みについて言及する。 原子力エネルギーは、持続可能でクリーンなエネルギーの将来のために、米国のエネルギー戦略の重要な役割 を担い続けている。2015 年 8 月、オバマ大統領は気候変動対策の歴史的一歩となるとしたクリーン・パワー・ プランを発表し、発電所から生じるCO2排出を2030 年までに 2005 年比 32%削減することを目標に掲げた。こ の計画では、目標達成のために原子力発電所の新規建設と出力向上が考慮されており、それはつまり原子力エネ ルギーは他のエネルギー源に対しても競争力を有することを意味する。2015 年 11 月に開催された原子力エネル ギーに関するホワイトハウスサミットでは、政権のクリーンエネルギー戦略において原子力は役割を担っている ことが強調された。またこのサミットでは、新しく先進的な原子炉設計の商業化に向けて必要な技術、規制、資 金面での支援に対するアクセスを原子力コミュニティに提供するための取り組みも特定された。 軽水冷却炉の領域に関しては、米国はジョージア州とサウスカロライナ州におけるAP1000 の建設に依然とし て楽観的である（2020 年までに 4 基が予定通り建設される見込み）。2015 年 10 月に TVA の Watts Bar 2 号機 はNRC から運転許可を取得し、同年 5 月には、NRC は、DTE Energy の Fermi 3 号機における高経済性単純 化沸騰水型炉（Economic Simplified Boiling Water Reactor: ESBWR）の建設・運転一括許可（Combined license: COL）を発給している。Dominion Resources はバージニア州の Surry 発電所の運転許可の延長申請を実施する 意向を発表している。 新型炉については、DOE は、国内の増加するエネルギー需要を満たし、火力発電所を代替するためのエネル ギー技術としてSMR を支援している。DOE は、革新的な設計の許認可の経済的支援を提供するため、SMR 認 可技術支援（LTS）プログラムを開始した。また、DOE の非軽水炉プログラムでは、高速炉、高温ガス炉、運 転許可戦略（lisencing strategy）、開発研究、包括的な新型炉技術の 5 領域において、先進的概念にとって重要 な技術やサブシステムの開発のための研究が行われている。中でも、DOE は以下に示す 3 つの重要なイニシア チブを実施している。 新たな先進的試験炉、実証炉の選択肢を評価する研究を開始 許認可に関連して、新型炉の設計基準（ほとんどの先進型炉に適用可能なもの）や、特にナトリウム高速 炉や高温ガス炉に合わせて策定された設計基準を立案 2012 年以降、研究開発プログラムの発展に向けて産業界との交流を持つ努力を継続
DOE のその他の重要なイニシアチブとしては、事故耐性燃料（Accident-tolerant fuels）の開発が挙げられる。 これは、設計外事象が発生した場合を考慮した、高性能かつ優れた耐性を有する次世代核燃料である、。また、原 子力産業の長期的な生き残りを支援するために、米国の大学における研究活動への資金援助によって、次世代の 子力エンジニア・科学者の育成にも力を入れている。
21
1-3-2 研究開発
（1）Next Generation Nuclear Plant16
Next Generation Nuclear Plant（NGNP）は、温室効果ガス排出削減やエネルギー安全保障の向上といった 目標に対する取り組みを支援する。NGNP は、高温の原子力エネルギー資源を活用した発電や水素の製造を実証 することを目的に、2005 年エネルギー政策法によって策定され、産業界や DOE の国立研究所、米国の大学との 協力の下でプロジェクトが実施されている。NRC は、実証炉の許認可や規制上の監督について責任を負ってい る。NGNP の研究開発の利点として、以下が挙げられる。 発電や特定の産業分野の熱製造プロセスにおいて化石燃料を代替することで、温室効果ガス排出量を削減 する可能性を持つ。 重要な環境上、エネルギー安全保障上の目標策定への民間セクターの関与を促す。 すべての想定される課題の下で極めて信頼性の高い燃料を開発し、原子炉の固有安全性をもたらす。 NGNP には、2005 年エネルギー政策法で定義された 2 つのフェーズにおいて実施される、設計や許認可、建 設、研究開発が含まれる。フェーズ1 は、予備概念設計と概念設計、そして NGNP 向けに 1 つの技術を選択す るための実証活動から構成される。フェーズ2 は、実証炉の許認可や建設のための予備的／最終設計の段階であ る。許認可や研究開発活動は、並行した研究開発の実施が設計へ与える影響を最小化するように組み合わされた 適切なリスク緩和戦略とともに、フェーズ1 とフェーズ 2 の両方に含まれる。フェーズ 1 では、2009 年 9 月に DOE が NGNP の概念設計や実証のための研究開発プロジェクト募集（funding opportunity announcement: FOA）を行い、2010 年 3 月には応募結果が公表された。フェーズ 2 では NGNP の実証のための原子炉の設計 を一つに選択する必要があり、また、NRC へ COLA の準備と提出を促進するためにすべてのの安全システムの 設計を決定する必要がある。 現在、検討中の高温ガス炉設計には、ぺブルベッド型とプリズム型という大きく2 つの型がある。これらの炉 型はもともと1970 年代から 1980 年代にかけて実証されており、それらの試験炉は現在中国や日本で運転されて いる。両炉型は、黒鉛減速、ヘリウム冷却であり、黒鉛でできたブロックに埋め込まれた粒子状の燃料核を使用 する。2 つの設計の最も大きな違いは、燃料が埋め込まれている黒鉛ブロックの形状と、炉心の燃料配置である。 2 つの炉型の課題の大部分は共通しており、格納容器や緊急時計画に関する許認可や規制の課題、輸送や産業 部門における原子力エネルギーの新規市場への参入に関するビジネス上の課題、初めての技術の実証に関するイ ンフラの問題などが挙げられる。個別の問題としては、ぺブルベッド型の場合、燃料の確率的性質が特有の設計 と許認可上の課題となっており、プリズム型の場合、黒鉛ブロックの狭いチャネルを流れる冷却材が特有の設計 かつ構造上の課題となっている。
（2）Advanced Reactor Concepts17
ARC プログラムは、新型炉サブシステムの研究を支援し、液体金属やフッ化塩、ガスのような冷却材を用いた 先進的な核分裂エネルギーシステムの発展に向けた、長期的な技術的課題に取り組むものである。ARC プログラ ムは以下のような重要な利点とともに、先進的な概念に関する取り組みを支援することに焦点を当てている： 重要な実現可能性や性能面の課題を解決するための革新的な技術に関する研究 製造や建設、運転に係る費用を低減させる革新的な技術に関する研究 原子炉と変換効率の向上やプラントサイズの縮小をともなった発電をつなげる多様な原子炉アプリケー ションのための、超臨界CO2ブレイトン熱サイクルに関する調査や開発 研究を通して、十分な安全性、経済的向上、より安価な製造、建設、運転費用を提供する潜在性を持つ長 期的な原子力エネルギー選択肢を可能にすること 16 http://www.energy.gov/ne/nuclear-reactor-technologies/advanced-reactor-technologies; http://www.energy.gov/ne/downloads/ne xt-generation-nuclear-plant-report-congress 17 https://www.energy.gov/ne/nuclear-reactor-technologies/advanced-reactor-technologies; http://www.energy.gov/ne/downloads/a dvanced-reactor-concepts-technical-review-panel-report
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研究開発への投資を活用し拡大するための国際協力の利用
新型炉概念（Advanced Reactor Concepts: ARC）として、以下の 8 つの概念が挙げられる。
General Atomics 社：Energy Multiplier Module（EM2）（ヘリウム冷却高温ガス炉）
Gen4 Energy Reactor Concept（鉛-ビスマス高速炉）
Westinghouse 社：超ウラン元素最小化に向けたトリウム燃料先進型リサイクル高速炉（トリウム燃料ナ
トリウム冷却高速炉）
Westinghouse社：超ウラン元素最小化に向けたトリウム燃料低減速沸騰水型原子炉（トリウム燃料BWR） Flibe Energy 社：液体フッ化物トリウム炉（LFTR）（トリウム燃料液体塩炉）
Hybrid Power Technology 社：原子力先進型炉概念（ガス冷却炉／天然ガスタービンコンビネーション） GE 日立 PRISM と先端リサイクルセンター（ナトリウム高速炉）
東芝4S 原子炉（ナトリウム高速炉）
これらの概念について、新型炉概念技術レビューパネル（ARC Technical Review Panel: TRP）を用いて、 DOE-NE の研究開発に係る投資決定へ情報を提供するため、重要な新型炉概念の研究開発の必要性を特定してい る。TRP の目標は、各概念の重要性を評価し、研究開発の必要性への理解を得て、研究を優先順位付けすること で、概念の商業化を支援するというもの。TRP は、原子炉技術や規制の専門家（国立研究所や大学、産業界、コ ンサルティング会社）から構成されており、各メンバーは提出された情報をレビューし、研究開発の必要性につ いて個人の見解を提示する。このレビューによって、将来の重要な新型炉技術を特定し、これらの技術開発に向 けた重要な研究開発活動を特定することを目的としているため、各メンバーは、それぞれの新型炉概念に関する 技術的ギャップや不確かさ、それを解決するために必要な研究開発活動について、それぞれの専門家としての判 断を下し、DOE-NE に対して個人的な結論や提言を提出する。TRP はどの概念についてもメンバー同士の一致 した見解を示すことはないというのが特徴である。 ARC 申請者は、①安全性、②セキュリティ、③ウラン資源の利用と廃棄物発生量の最小化、④運転上の能力、 ⑤概念の成熟度や運転経験・運転上の不明点・前提、⑥燃料やインフラに関する検討、⑦市場魅力度の評価、⑧ 経済性、⑨規制上の許認可に関する潜在的な課題、⑩核不拡散に関する特性、⑪研究開発の必要性といった 11 の項目に関する情報をTRP へ提出することとなっている。 （3）Advanced SMR R&D18 革新的なコンセプトのもと設計されたSMR は、液体金属やヘリウム、溶融塩などといった非軽水炉の冷却材 を使用して、更なる機能性や経済的な利点をもたらす。このプログラムは、独自の能力や技術に関する研究開発 を行う研究所や大学、産業界のプロジェクトを支援し、また、中長期的な利用に向けた先進的SMR 概念の開発 も支援する。Advanced SMR R&D の活動は、以下に示す 4 つの領域に焦点を当てる： 先進的SMR の技術や特徴の評価に向けた評価手法の開発 物質や燃料、製造技術の開発や試験 NRC や産業界によって特定された重要な規制上の課題の解決 先進的な計装や制御、ヒューマンマシンインターフェース（HMI）の開発 また、このプログラムは、分散型電源や負荷追従、核拡散抵抗性やセキュリティの改善に向けた単純化された 運転や点検を提供する新型炉技術の評価も含んでいる。 18 https://www.energy.gov/ne/nuclear-reactor-technologies/advanced-reactor-technologies
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1-4
核燃料サイクルに係る政策動向
1-4-1 核燃料サイクルに係る研究開発
（1）Fuel Cycle Technologies program19
米国において、信頼性の高いベースロード電源の必要性と地球規模の気候変動の脅威への対応から原子力は必 要とされているが、使用済燃料と高レベル廃棄物の蓄積や核拡散の可能性といった課題が指摘されている。エネ ルギー、環境、そして経済の安全保障の目標を達成するため、DOE-NE はこれらの課題解決に向けて Fuel Cycle Technologies (FCT) program を創設した。 FCT では、従来の原子力関係の専門家との協力強化に加え、ナノサイエンスのような驚異的な進歩を示す科学 分野とも連携することでブレークスルーの可能性を広げている。大学、国立研究所、国際機関、研究開発機関、 そして産業界がパートナーとなっている。 FCT program は、目標を達成して政策立案者に情報に基づく意思決定を行うためのツールを与えるために、 以下の5 つの研究開発キャンペーンを展開した。
Fuel Cycle Options は、潜在的な解決策を特定するために提案された様々な燃料サイクルをスクリーニン
グし、評価するための、体系的で、透明性があり、客観的なプロセスを開発する。
Advanced Fuels は、持続可能な燃料サイクル用の事故耐性を持った軽水炉燃料及び高度な核拡散抵抗性
を持った燃料を開発することにより、既設及び次世代炉の両方に対応する。
Separations and Waste Forms は、核拡散抵抗性を改善し、損失を減らし、廃棄物を最小限に抑えつつ、
使用済燃料からウランやその他の物質を回収するための革新的なプロセスを開発している。このキャンペ ーンは、地層処分場の環境に適した廃棄形態についての画期的なブレークスルーも模索している。
Used Fuel Disposition は、使用済燃料や高レベル廃棄物の長期的な中間貯蔵、輸送、そして永久処分の
ための科学的基礎や技術を構築している。
Material Protection, Control, and Accountability Technologies は、核物質の誤用を防止するためのツー
ルと技術を開発することにより、安全保障と保障措置を支援する。 FCT プログラムの使命は、国の使用済燃料の容量に関する現在の課題に取り組み、既設炉のパフォーマンスと 安全性を最大化するとともに、原子力をクリーンで持続可能なエネルギー源として将来にわたって利用できるよ う高度なシステムの開発も目指す、多面的なものである。 短期目標 使用済燃料及び高レベル放射性廃棄物の貯蔵延長20に向けた技術的及び科学的基礎の強化、そして解 決策の開発と実証における産業界との協力 既設炉の事故耐性を強化するためのオプションの特定と試験 国のエネルギー安全保障を強化する高度なウラン濃縮技術の実現も含め、重要な課題に対処する望ま しい燃料サイクルオプションの特定と選択 中期目標 地層処分場への永久処分のオプションのための科学的基礎を開発する間の、選択された貯蔵延長手法 の実現 選択された事故耐性の強化の実証と実現 選択された持続可能な燃料サイクルオプションを十分に評価し、特性を示すための、科学に基づいた 工学主導の研究 長期目標 19 http://www.energy.gov/ne/nuclear-reactor-technologies/fuel-cycle-technologies 20 使用済燃料の最終処分場への搬出が現時点で不可能であることから、発電所敷地内での貯蔵期間が延期されることを指していると 思われる。
