内田秀雄

私は定礎式に参ったわけではございませんで、現場の穴を見ましたのは七月の十日でございます。

はい、見てまいりました。

先ほど申し上げましたように、見まして現場の専門家から十分説明を聞いたところでございます。

再処理施設の安全問題につきましては、現在、核燃料安全専門審査会で審査中でございます。

確かにノースアンナの事故の結果の報告を受けた状況におきましては、先ほど通産からもお話がありましたように、デンティングが日本では起こりにくい、ほとんど起こっていないという現状をとらえまして、ノースアンナの結果から、日本では直ちに全部調査せなければならないということは必要はないというふうに報告を受けたわけであります。しかし、美浜二号の事故の結果から判断いたしますと、やはりそのときにＡＶＢが十分入ってなかったということがわかっておれば何らかの対策は当然とるべきでありましたが、デンティングに注目をしたことが確かに不適切であったかとは思います。

原子力施設に関します安全基準や安全指針等につきましては、常時見直しの姿勢をとっておる次第でありまして、新しい事実がわかりましたならば、基準や指針にどのように反映すべきであるかということは検討しているところでございます。

内田でございます。 　原子力安全委員会は、原子力発電所の設置許可申請に関しましては、原子力安全から見ました施設の基本設計並びに基本的設計方針に関しまして審議しておるところでございます。その設置許可がおりました後の詳細設計並びに品質管理、保証、それから使用前検査と運転の一貫した規制行政に関しましては、これは商業用発電所に対しましては通産省が行っていることは御存じのとおりでございます。原子力安全委員会が行います基本設計の枠の中で、それ以降の詳細設計、工事計画、品質保証等が行われるものと理解しておりますので、設置許可におきましては、基本設計並びに基本的設計に関することに限られているわけでございます。 　また一方、設置許可後におきまして

私は、美浜原子力発電所の今回の蒸気発生器伝熱管損傷事故に関しまして、現地に参りましたのは四月三日でございますが、通産省を経ました調査あるいは現地のデータ等詳細な資料が一応出そろいましたのが三月末から四月にかけてでございますので、一応事故の内容につきましての勉強をそれなりに終わったところで現地に参りまして、実際のものを見て、あるいは運転員の操作についての話を聞きたいということで参ったところでございます。 　主として得ました知見といいますのは、加圧器逃し弁の分解点検の状況、それから蒸気発生器の出口の隔離弁の状況並びに原子炉主任技術者を中心にしました運転操作が事故状態でどう適切に行われたかということなどを現地で聞いてきたところが非常に印

御存じのように、原子力安全委員会は、安全規制行政を行います行政庁の規制行政に対して科学技術的な見地から意見を申し述べる、いわゆるダブルチェックをするのが基本的な姿勢でございます。 　今先生の、能動的にもう少し動けというお話を受けまして、非常に感銘深く感ずる次第でございますけれども、今回の美浜の事故に関しましては、通産省の調査審議とはまた別の立場、特に基本的設計方針等に関する見方からダブルチェックをする体制を整えたいと思いまして、急遽原子炉安全専門審査会の中にワーキンググループを早くから設置しているわけでありまして、多少今までよりは姿勢が変わっていることではないかと思っております。 　スタッフのことでありますが、もちろんスタッフが

今委員のおっしゃいましたように、現在の原子力発電所、四十基稼働しておるわけでありますが、使用期間の約二十年に相当するものがぽつぽつふえているところでございます。したがいまして、経年変化が劣化に及んで故障、トラブル等が起こることについては非常に心配をしておりまして、常日ごろから行政庁であります通産省を通じまして十分にその対策を要望しているところでございまして、刻々報告等も受けておるところでございます。 　何分にも安全委員会が、これはまことに自画自賛で恐縮でございますけれども、安全委員会が行政庁に対しまして申しておりますいわゆるアドバイスといいますか意見等は、やはり行政庁を通してそれが電気事業者に反映しているところでありますので、安全

原子力安全委員会は、原子力施設の基本設計、基本的設計方針が原子力安全の確保のために必要であり十分であるかということを審議するところでございまして、通商産業省の詳細設計以降の規制行政の結果を踏まえまして、それをダブルチェックする立場にあるわけであります。 　蒸気発生器に関しましてそれを踏まえますと、蒸気発生器の伝熱管が遭遇いたします物理的化学的環境が大きな損傷を与えないということが基本的な方針でありまして、それに対してどういう設計をするかということは詳細設計マターでございまして、メーカーあるいは電力会社のオプションであると思っております。したがいまして、改良される内容が、例えば振れどめ金具の提案がございましたならば、それについて十分

天然の六弗化ウランの輸送並びに輸送物の技術的基準につきましては、安全委員会にあります放射性物質安全輸送専門部会が審議しているところでございまして、ＩＡＥＡの基準等に準拠してその専門部会の審議の結果を採用しているところでございます。その輸送基準に含まれる中において、輸送そのものは科学技術庁、運輸省等がそれぞれ担当しているというふうに認識しておるところでございます。 　六ケ所村のウラン濃縮施設の安全性につきましては、総理大臣の諮問を受けまして安全委員会の核燃料安全専門審査会の技術的な審議を踏まえて安全委員会が審議、答申したところでございます。したがいまして、天然ウランの六弗化ウランの輸送そのものにつきましては、先ほど申し上げました放射

ウランの濃縮輸送物を運びますトラックそのものを実際見たことはございませんが、写真等で一応理解しております。

ちょっと御質問の趣旨がよくわからないのでございますが……。

輸送物の安全の問題は、輸送物が遭遇します例えば環境とか荷重とかそういうものの中において安全が確保されるという技術基準を定めていると考えておりますので、専門部会で決めました輸送の技術基準にのっとった十分な安全が確保できるトラックが利用されるべきものと考えております。

先ほど来のお答えを繰り返すだけでございますけれども、この放射性物質の輸送容器は、国際的な輸送の中で行われるものでありますので、ＩＡＥＡの基準に主によりまして専門部会で決めているところでございます。さらに、局長が今説明されましたように保護カバー等、日本の国内の輸送はさらに慎重を期しているように聞いておりますので、十分に安全が確保されると思っている次第でございます。

先ほど来話しておりますように、輸送そのものの安全規制は科学技術庁、運輸省等がそれぞれの責任において担当しているところでございまして、その技術的な基準については専門部会が審議したところでございます。したがいまして、輸送そのものは安全委員会の対象ではございません。

私は、個人的な見解といいますか感想を申し上げたいと思うのです。 　加圧水型の原子炉でありますけれども、通常運転中から燃料被覆管の表面には部分的には泡が出ているわけでございます。その泡は出てすぐに冷たい水でつぶれるという、サブクーリング沸騰といっておりますけれども、そういう現象がもともとあります。それから圧力容器の頂部は本来の冷却材の流れにそう影響ない、そこだけ高温になっている部分があると思っております。 　したがいまして、今回の事故を考えますと、十三時五十分にスクラムいたしまして出力は落ちましたから、燃料管の核分裂としての発熱量はほとんどないと思いますが、もともと燃料被覆体の持っております保有熱がございます。それは一時的に水に出

これは解析を詳細に見ないとわかりませんが、これは泡が既に飽和温度の、要するに加圧水型の原子炉でありますけれども、燃料の表面温度はそこの圧力の飽和温度よりも高いわけでありますから、燃料の表面の膜のところでは泡が出ておりまして、それが中の水に入るとつぶれるわけであります。卑近な例を申し上げて恐縮ですけれども、ちょうどやかんに水を入れて先にガスの上に乗せますと、最初は音がしません。そのうちに湯沸かし器の底の温度が百度以上になりますと、水全体の温度は低いのですけれども、ぶうっと音がします。あれはサブクール沸騰と言っております。それで、バルクの沸騰をいたしますと、むしろ音はなくなるわけであります。そういうサブクール沸騰というのは加圧水型の原子

それは先ほど通産からお話がありましたけれども、恐らくそれほどの泡は出なかったろうと思っております。泡が仮に出ましても、それは炉頂部にたまるわけでありまして、それで三つの山が出てきているというのは、先ほど通産が加圧器の影響ではないかと言っておりますが、要するに多分加圧器はこの穴があいたＡのＳＧの方についておりますので、加圧器の影響がＢのＳＧよりも余計にあったということ、これは当然だと思いますが、炉心の中でバルクの沸騰があって、それを押し上げたということはないだろうと思っております。