原子力発電（軽水炉・次世代革新炉・核融合）

原子力発電はウランやプルトニウムの核分裂連鎖反応で生じる熱エネルギーで蒸気タービンを回し発電する方式であり、CO2 を排出しないベースロード電源として再評価されている。日本では東日本大震災後の停止期間を経て再稼働が進み、第 7 次エネルギー基本計画（2025 年 2 月）では 2040 年に「20% 程度」の電源シェアを担う柱と位置づけられた。本記事では軽水炉の現状、次世代革新炉 5 種の技術動向、GX 政策・制度変更を解説する。情報カットオフ 〜2025-08（一部 2026-06 WebSearch 反映）、confidence: medium 固定。

軽水炉（PWR・BWR）と再稼働状況

現在稼働中の商業炉はほぼすべて**軽水炉（Light Water Reactor: LWR）**であり、冷却材・減速材に軽水（普通水）を使用する。主要形式は 2 種類。

**PWR（加圧水型軽水炉）**は一次系（高圧・非沸騰）と二次系（蒸気発生器）を分離した二回路構造。炉心が閉じており放射性物質の漏洩リスクが低い。国内では関西電力・九州電力・四国電力が保有。

**BWR（沸騰水型軽水炉）**は炉心内で水を沸騰させて蒸気を直接タービンに送る一回路構造。構造がシンプルだが、タービン系が放射性蒸気にさらされる。国内では東京電力・東北電力・中国電力・北陸電力・東京電力 HD などが保有。

東日本大震災後、新規制基準（原子力規制委員会、2013 年施行）の審査を経て、2024 年 4 月時点で 12 基が再稼働済みだ（情報カットオフ 〜2025-08 時点での概数）。新規制基準は SA（シビアアクシデント）対策（コアキャッチャー・フィルタードベント・免震重要棟）を義務付け、審査期間は平均 5〜7 年に及んでいる。

設備利用率（稼働率）は審査中・定期検査中の炉が多く、一時期 10% 台まで低下したが、再稼働が進むにつれて改善傾向にある。目標は原子力先進国水準の 70〜80%。

GX 脱炭素電源法と 60 年超運転

2023 年に成立したGX 脱炭素電源法（通称）は、原子力政策の重要な制度転換をもたらした。最大の変更点は運転期間の延長だ。従来の「原則 40 年、最長 60 年」という運転上限規制を見直し、新規制基準による定期検査での停止期間や法令・訴訟等による停止期間を運転年数にカウントしない制度（停止期間分の加算）を設けた。これにより実質的に 60 年を超えた運転が可能となる。

同法はまた新増設・建替の検討も明記しており、廃炉決定炉のサイトへの建替（原則として同一事業者が担う）を政策的に認容した。第 7 次エネルギー基本計画と合わせ、原子力が「最大限活用する」電源として位置づけられたことを示す制度的裏付けとなっている。

次世代革新炉 5 種

日本政府（GX 実行会議）が 2023 年に示した工程表では、次世代革新炉の開発・実証を 2030 年代の運転開始を目指して推進する方針が示された。主要 5 種は以下の通り。

革新軽水炉

現行 PWR/BWR の設計を進化させた改良型炉。三菱重工が開発中のSRZ-1200（旧称 ATMEA1 系）は出力 120 万 kW 超の大型 PWR で、コアキャッチャー（炉心溶融物を受け止める装置）を標準装備し SA 対策を大幅に強化している。国内での 2030 年代運転開始を目指す最も現実的な「次の一手」と位置づけられる。

SMR（Small Modular Reactor）

出力 30 万 kW 以下の小型モジュール炉。工場での大量生産・現地モジュール組立によるコスト削減とスケーラビリティが特徴。世界各地で多様な設計が競合している。米国 NRC が NuScale の設計認証を取得（その後 NuScale は商業化を一時断念）、英国 Rolls-Royce SMR やカナダ・ルーマニアでの取り組みが進む。国内では日立・GE 日立が BWRX-300 を展開、日本原子力研究開発機構（JAEA）も炉型研究を継続している。

高速炉

中性子を減速させず高速中性子で核分裂させる炉型で、使用済み燃料から生じるプルトニウムを燃料として使いながらさらに多くの核燃料を生成する「増殖」機能を持つ（高速増殖炉: FBR）。日本ではもんじゅの廃炉（2016 年方針決定）後、「常陽」（JAEA 茨城）での実験炉での技術継続と、「SFR（ナトリウム冷却高速炉）」の実証炉概念設計が 2024〜2028 年の工程で進む。フランス ASTRID との国際協力も継続中。

高温ガス炉（HTGR）

黒鉛減速・ヘリウムガス冷却の炉型で、冷却材温度が 900〜950℃と高い。この高温を利用して水素製造（熱化学分解法 IS プロセス）が可能なため、電力と水素の同時供給炉として注目される。JAEA のHTTR（茨城・高温工学試験研究炉）が実験炉として稼働中。英国・ポーランドとの国際協力（Framatome・三菱重工）が進み、2030 年代の実証炉建設を目指す。

核融合

水素の同位体（重水素・三重水素）を超高温プラズマ状態で融合させてエネルギーを得る究極のクリーン電源。CO2 排出なし・原料は海水中の重水素で事実上無尽蔵・高レベル放射性廃棄物が発生しないという利点がある一方、「40 年来いつも 30 年後」と言われる実現の難しさが課題だ。国際熱核融合実験炉ITER（フランス・カダラッシュ）に日本も参加し、2025 年の第一プラズマ開始（加熱実験は 2035 年頃）を目指している。民間では米 Commonwealth Fusion Systems・Helion Energy など多くのスタートアップが磁場閉じ込め型・慣性閉じ込め型を開発中。

原子力の位置づけ：特性とトレードオフ

原子力の主な特性は次の通り。メリット：設備利用率が高い（70〜85%）・出力が安定してベースロード電源に適する・CO2 排出原単位が小さい（10〜30 g-CO2/kWh 程度、LCA ベース）・燃料が少量で済む（輸送・備蓄が容易）。デメリット：建設費・建設期間が大きい（近年の欧米新設炉の大幅な工期延長・コスト超過）・新規制基準対応の審査期間が長い・使用済燃料の最終処分（高レベル廃棄物地層処分）が未解決・社会的受容性の問題。

日本の核燃料サイクル政策（六ヶ所再処理工場・MOX 燃料・高速炉）は「プルサーマル先行・将来高速炉」という路線だが、六ヶ所の竣工遅延（1997 年計画当初→現在 2024 年代後半予定）が続いており、核燃料サイクルの完成には依然として多くの課題がある。

情報カットオフ 〜2025-08（一部 2026-06 WebSearch 反映）、confidence: medium 固定。