青森の六ケ所村に最近事業の指定がなされました再処理施設につきまして、四点ほど今先生から御質問ございましたけれども、経理的問題につきましては事務局から答弁していただくことにいたしまして、安全審査にかかわりまして、まず技術的能力につきましては、日本原燃産業の構成が、各電力会社あるいは動燃からの専門家が参加しておりますし、法定上必要な資格のある運転員あるいは技術者が十分そろっておるということ、並びに動燃におきます経験が十分に今回の民間の再処理施設につきましても反映しているということ等を考えまして、技術的能力が十分にあると判断したわけでございます。 次には、クリプトン８５とトリチウムのことでございますけれども、これはあくまでも評価の問題
クリプトン８５とトリチウムを一緒にいたしまして、放射能であるけれども安全上人体に余り影響がないと申し上げましたのは言葉が少し足りませんが、クリプトン８５は希ガスでございますので、もちろんこれの評価としては、空気中に含まれていますクリプトン８５の外部からの放射線の問題、それから、呼吸しましたときに入ったときの問題はもちろん評価してございます。 それから、トリチウムを見ましても、影響評価としまして、呼吸摂取による内部被曝ばかりでなしに、農産物、畜産物の摂取によります内部被曝及び海産物摂取による内部被曝を対象としまして評価しているところでございます。ただ、クリプトン８５は希ガスでございますので、ベータ線、ガンマ線を出しますけれども、体
耐震設計につきましては、今の次長の説明で大体尽きると思いますけれども、要するに歴史上大きな影響があった地震を全部リストアップいたしまして、記録のあるものについては、震央距離とか震源までの距離とか、深さも出てきましょうが、それをもとにしてマグニチュードを推定するわけでありますが、歴史上の地震をすべて包絡してＳ１の地震動というものを決めるわけでございますのでありますから、建物に関与する設計基準地震動は、歴史上の地震をそのまま直接受けているわけではございませんで、歴史上の地震の影響をすべてカバーするところでＳ１の基準地震動を決めるわけであります。 Ｓ１の基準地震動は、速度振幅を使うことが最近というか新しい耐震設計審査指針で決められてお
カインの計算の中には地震の場所、すなわち震源距離、深さ、震央距離でありますが、それとマグニチュード並びに地質、これはどういう地質であるかという地震波の伝わり方を考える上での地質でございますのでありますから、深さのわかっています歴史上の地震であれば、これはもちろん深さというのはその当時の推定でありましょうが、深さが与えられております歴史上の地震であれば、震源地と震源距離との関係で震央距離が出ます。したがいまして、マグニチュード、震央距離を使うわけでありますが、深さのはっきりいたしません場合には、深さをゼロとする方が厳しい影響を与えますので、震央距離、すなわち震源距離と同じというふうに扱っておるわけでございます。
私の理解では、深さを計算するというのは、これは歴史上の地震で、どの場所でどういう震度階がある、どの場所ではどういう震度階があると、大体地震の位置、要するに震源はわかるわけであります。その震度階をもとにしましてマグニチュードと深さとを推定するわけであります。現在のような地震の知識並びに地震の測定網が進んだ場合には、恐らく深さももちろんわかりますし、震央距離もわかると思いますが、歴史上の地震では、ごく最近のものでも深さを直接測定するということにはなっていないだろうと、これは私の余り専門家でない理解かと思いますが。でありますから、深さが不明確であれば、これは震源距離をそのまま使えば非常に近いところで地震が起こったのと同じことでありますので
今関委員のおっしゃることが、測定値と実測値との違いというのがよくわかりません。 ガルは震度階、すなわち歴史上に例えば墓石が壊れたとか、そういうようなことから震度階なりその場所でのガルを推定するわけであります。原子力発電施設に与えます古い指針であります加速度というのは、今考えております速度と震動数との関係で出るわけでありますが、現在の耐震設計の知識からいいますと、速度振幅を与えた方がより技術的に正しいというような専門家の意見でございますので、最近の耐震設計審査指針では速度階、カインを与えることになっております。カインを与えますと、当然そこからまた計算されまして加速度が出るわけであります。
私は実測値と推定値のガルの比較をしているわけではございませんで、歴史上の地震の影響を全部包絡するところで基準地震動を決めるということでありまして、したがいまして、基準地震動を決めたという専門家の判断のところに歴史上の地震の影響がすべて入っているわけであります。個々の歴史上の地震を直接使っているわけではございません。
既に安全委員会として審査、ダブルチェックも終わっているものにつきましては、詳細その審査の過程を調査したいと思います。現在、再処理施設のダブルチェックをしておりますので、関委員の御発言も含めまして検討したいと思います。
通称ガラス固化体の問題でありますが、安全委員会のもとの専門審査会の審査の過程で、このガラス固化体を安全に管理するために、これが仕様とおり作成されていることが前提であると申しておりますが、もちろん専門家の知見としてはそういうものができる可能性が十分あるという判断が中にあるとは思っております。 そこで、原子力安全委員会は、この審査結果を報告する際に、ガラス固化体中の放射能濃度及び発熱量の決定方法について所管行政庁が確認する必要があるということで、この確認の事項は安全委員会の審査の後の安全規制行政において担保されるものと理解しております。
原子力安全委員会は、申請が出た施設あるいは事業について、諮問を受けた内容についての審査をしているところでありますので、現在は廃棄物管理の事業、もちろんその中に施設が含まれるわけでありますが、それについて審査したところでございます。再処理事業などの施設については現在審査中でございます。
御質問の趣旨がよくわかりませんが、施設に爆弾が落ちるということは考えておりません。
日本の今までの原子力安全の技術がどのように適用できるかというお話かと思いますけれども、旧ソ連型のＲＢＭＫ型、すなわち黒鉛減速型につきましては、あれはチャンネル型であるということが特徴でございまして、チュルノブイル事故のときにも動燃のＡＴＲの技術でかなり深い検討をしたわけでございますのでありますから、どういう設計上の問題があるとかいうことはかなり検討できるのではないかと思っておりますが、もともとＲＢＭＫは当然停止すべきものと皆考えられております。 ＶＶＥＲの四四〇－二三〇という加圧水型につきましては、加圧水型であるということは西方の諸国のＰＷＲと同じでありますので、日本を含めまして各国の技術協力が相当できるのではないか、こう思って
申すまでもなく、ＯＳＡＲＴはＩＡＥＡという国際機関の調査でございますので、その報告書について、特に福島について詳細に私検討したわけではございませんが、ＩＡＥＡのＯＳＡＲＴの調査の方法でございますので、私から何も申し上げる立場ではございませんので、御了解いただきたいと思います。
美浜事故に関します原子力安全委員会の報告書はもうごらんいただけていると思いますが、要点だけ申し上げますと、美浜二号炉の事故は、蒸気発生器伝熱管の振れどめ金具が十分に挿入されていなかったために起こりましたフレッティング疲労によります微小な割れがスタートでありまして、その後に流体振動によります高サイクル振動が起こりまして、その疲労によって破断したものでございます。その結果、運転員の判断も適切だったと思いますが、そういう事故に対しまして、例えば加圧器逃がし弁が開く動作のときに開かなかったとかあるいは蒸気発生器の隔離弁の機能が十分に働かなかったというような問題はございましたけれども、結果的に放射能の放出はほとんど無視できる程度でございました
放射性物質の輸送に関します原子力安全委員会の立場は、放射性物質安全輸送専門部会において放射性物質の輸送に係る安全の考え方、ガイドラインを検討しているところでございまして、主としてＩＡＥＡの安全輸送規則の適用でございます。それの実施、輸送そのものにつきましては、これは行政庁の規制のもとに入っておるところでありまして、安全委員会としてお答えする立場ではございません。
原子力安全委員会は、平成二年八月九日、放射性物質安全輸送専門部会から、ＩＡＥＡ放射性物質安全輸送規則一九八五年版の国内規則への取り入れについて報告を受けました。これを受けて原子力安全委員会は、検討の結果、同報告の内容は放射性物質の輸送の安全確保及び国際間輸送の円滑な実施を図る上で適当であると認められるので、同報告の内容に基づき関係省庁において速やかに関係規則等の改正を行うことが適当である旨、平成二年八月二十三日、原子力安全委員会で決定したところであります。
御説明申し上げます。 今回の報告書の中に盛られています安全審査指針の見直しの必要の有無について検討するようにということがワーキンググループから言われておることについてですが、原子力安全委員会におきます安全審査の指針につきまして、あるいは設計指針とか安全評価指針でありますが、これまでも最新の科学技術的知見を加えて逐次見直してきているところでございます。内外におきます事故、故障、トラブル等についても、我が国の安全確保に反映すべき教訓事項を最大限抽出いたしまして、必要なものはその適用を図っております。 美浜二号炉事故に関しましては、原子力安全委員会の調査審議の結果、これまでの蒸気発生器伝熱管破損に明します知見、事故に対する対策とか
国の内外に事故、故障、トラブル等が起こりました場合には、それについて十分検討いたしまして、安全上重要なものであるというような問題点は各原子力発電所にも適用してございます。また、新しい知見ができました場合も同様に扱っております。 例えば、スリーマイルアイランドの事故の検討につきまして五十二項目の奨言がございましたが、この中ですぐにでも適用できるようなものは適用しましたし、それから、長期間にわたって研究しなければならない問題は、まだ研究を続けている問題もございます。
原子力発電所の経年変化が劣化に結びつく事情につきまして、いかに防止するかということは国際的な問題でございまして、御存じのようにアメリカでは、当初に四十年の運転の許可を与えてライセンスを与えるわけでありますので、四十年たちましたときに、さらに延長するかしないかの審査は当然必要でございます。ヨーロッパ各国も同様な点が多いわけでありまして、今国際的には、先生御存じと思いますけれども、大体十年に一度見直そうではないか、十年間のその炉の運転経験、記録を参照にしまして、そして見直そうではないかということが提案されております。 しかし、日本では御存じのように、一年ごとに定検を加えることによりまして、そのときの新しい知見でもって検査をしていると
今先生のおっしゃられたことは、一つの問題として十分意識しているところでございます。蒸気発生器の細管の破断の事故は九件ということになっておりますが、円周方向破断は日本の今回の例とノースアンナの一号でありまして、あとの七件は縦方向の割れでございます。いずれにしましても、冷却で一本破断した後に相当数冷却材が二次系に移ったことであります。 したがいまして、今までの日本の考え方でありますと、蒸気発生器細管の破断というものは、まず寿命期間中に一度ぐらいはあるかもしれないということで、それに対する十分な対応をしてきておりますので現在のところはまだ十分だとは思いますけれども、実際にそういう事故に遭遇いたしますと、破断を防ぐことに対して、設計のと
