少し故障のシークェンスを追って御説明させていただきたいと思いますが、バイパス弁の一つが閉じなかったということでございますので、発電をしようとしておりましたときに、出力は低出力の運転をねらっておったために、弁があいておりましたために閉止がうまくいかなかったために蒸気の流量が過大になったわけでございます。そのために原子炉の炉内の圧力が低下したわけでございます。通常六十二キロぐらいに保っておりました圧力が五十八・五キロぐらいまで低下したようでございます。そこで原子炉圧力の回復を図るためにここで発電機を解列しております。解列と申しますのは発電機の方に送られておる蒸気の負荷を下げるために発電機をとめたということのようでございます。それから、そ
一方、ＥＣＣＳ関係に取りつけております保護系の水位計、これは水位計の性格は違うものでございますが、こちらの方は原子炉水位「低」によりまして原子炉はスクラムをしております。さらに水位が低下するのを防止するために、作業員は主蒸気の隔離弁を手動で閉鎖しております。その直後でございますが、原子炉の水位異常低信号によりまして、格納容器の隔離、炉心スプレー系の動作、強制循環ポンプのトリップが、自動的に安全装置が働いております。この炉心スプレー系、ＥＣＣＳが動作したわけでございますが、その動作したとほとんど同時期に原子炉の水位は、主蒸気隔離弁の手動閉鎖とか強制循環ポンプのトリップによりまして水位は直ちに上がって、回復いたしまして、原子炉水位は異常
ただいま先生の御指摘のＪＰＤＲにつきましては、この原子炉は当初自然循環式の沸騰水型の原子炉で建設いたしまして、これをある程度強制循環して出力を上げたわけでございます。しかもこの原子炉は試験研究用の原子炉でございますので、先ほども申し上げましたが、水位計は二種類の水位計を使っておったわけでございます。ただ残念ながら先生御指摘のように、出力上昇をやりますときに、水位計、定常状態の水位計と申しますのは過渡現象には弱いわけでございますが、非常に水位を正確にはかり得る水位計でございます。これだけが制御室の方に表示を読み取るようになっておりまして、残念なことにＥＣＣＳ等を稼働させるときの水位計につきましては現場につけられておったということで、こ
はい。実際の原子力発電所のＢＷＲにつきましては、現在使っております水位計がＪＰＤＲの通常監視のところの定常状態で見ます水位計と異なる設計になっております。しかも急激な圧力低下を伴う事象を仮定いたしましても、減圧による沸騰の増加というのが水位計におきましてきわめてわずかな構造になっておりますし、したがいまして水位計のブラッシングが起こるということがないような構造になっております。したがって従来のＢＷＲ型の軽水炉におきましてはＪＰＤＲで起こったようなことは起こり得ないような構造になっておることは安全委員会等の御議論でも確認されておるところでございます。
この事故、故障が起こりましたときはＪＰＤＲが定期検査中であったわけでございます。この時期は通産省におきまして定期検査を実施中の段階でございます。当然通産省が検査等を行っておったわけでございますが、この間、私どもの聞いておるところでは、原因、経過、対策等を聴取いたしました上で所要の措置をとっております。また原子炉等規制法に基づきまして科学技術庁にもこの故障が報告されております。それにつきましては……
発表しております。
審査書はございませんが、評価して、その措置をとったわけでございます。 なお、当時の原子力委員会には報告しておりませんが、これは定検中の故障ということでございまして、現在の安全委員会のように設置許可以降の段階の事故、トラブルを必ずしも軽微なものにつきましては上げていなかった時代のものでございますので、恐らくその当時原子力委員会には報告されなかったものでないかと思っております。
私ただいま軽微と申し上げましたが、ちょっと言い過ぎであったのでおわびいたしますが、そういう意味合いにおきまして規制法に基づきまして報告が参ったわけでございます。で、それを私ども公表しておるところでございますが、このＥＣＣＳが働かなかったということではございませんで、ＥＣＣＳの起動信号は入りましたが、その時間的な、非常に水位の回復が早かったためにＥＣＣＳが実際に水を炉心に注入する必要がなくて、ＥＣＣＳはその後の状態に必要がなかったためにとめられておるようと報告を受けております。
先生御指摘のように、出力増強に当たりましては、水位計の変更あるいはその他の先生御指摘のものは設計変更しておりません。 なお、先ほど先年はおっしゃっておりますが、原子炉運転の過渡期におきまして主蒸気隔離弁の停止等を行っておりまして、水位計の表示によりましてＥＣＣＳの稼働の状態になったわけでございますが、水位が回復したということでコアスプレーが、このスプレーのところについております弁を開いて炉心に水を注入する現象はなかったということでございます。
ちょっと資料をあれでございますが、東海のガス炉があっただけではなかろうかと思っておりますが。
ＥＣＣＳには各種ございまして、高圧、中圧、低圧あるいは大飯の場合のように上部炉心冷却のもの等ございますが、それぞれの性能によりまして、時間は一定ではございません。
たとえば大飯の上部炉心注入系は約十秒ぐらいで入るような設計になっております。それから高圧のものにつきましては十秒から分のオーダーが通常のようでございます。それから低圧計につきましては、起動しましてから二、三分の間に入るというふうに、それぞれのＥＣＣＳの性能によって若干の違いがございます。
条件にももちろんよるわけでございますが、大破断の場合で私は申し上げております。
小破断の場合は炉心の蒸気等の流出が少ないわけでございますので、通常は高圧のＥＣＣＳの系統が先に入るという形になろうかと思います。
その前に、本件がいかなるバックグラウンドでこういうことが行われておるかをちょっと触れさせていただきますが、このスリーマイルアイランドの事故に関連いたしまして、加圧器水位計が炉内の過渡状況を十分追従し得ないということから発したわけでございます。で、アメリカのＮＲＣ、規制当局並びに加圧水型をつくっておりますウエスチングハウスが、この現在のＥＣＣＳは水位計と炉内の圧力の両方がある設定点になりましたときに稼働するようになっておりますが、この水位計を取って圧力だけにする、あるいは手動によってＥＣＣＳを圧力が一定条件以下になったら作動させるということがいま言われておるわけでございます。 で、その安全委員会が十四日早朝に談話を発表いたしました
情報を入手しております。ただいまちょっと手元に資料ございませんが、私の記憶で御説明いたしますと、ウィンズケールの工場の中に高レベルの廃液を固化する試験装置がございまして、そこにございます高レベルの廃液を中間貯槽——ためておきます貯槽がございまして、これは現在使っていないようでございますが、そこの受け槽から漏洩があって、それが地下に浸透してしまったということのようでございます。これは三月に発見されたわけでございますが、漏洩しました量は、量にいたしまして約十トン程度、放射能の量にいたしまして二万ないし三万キュリーと推定されております。 イギリスの原子力公社では、現在この漏洩がどうして起きたかということを調査しておるようでございますが
最初の、原子力委員会に対します事故あるいは故障、トラブル等の使い方につきましての御指摘につきましては、安全委員会の方に御報告して先生の御期待に沿うような努力をしてまいりたいと考えております。 それから動燃の再処理施設におきます酸回収蒸発かんの故障につきまして、いままでとりました対策、今後の見通しにつきまして御説明さしていただきます。 先生御指摘のように、昨年の八月の二十四日でございますが、酸回収蒸発かんに故障が発生いたしまして現在試運転を中止しているところでございます。で、動燃事業団といたしましては、その後この蒸発かんの入っておりますセルあるいはセル内の機器類等の除染に鋭意努めまして、その後除染の終了後酸回収蒸発かんの上部に
お答えいたします前に、先ほどの私の答弁で動燃の再処理工場の試運転の開始を来年秋ごろと申し上げましたが、本年秋ごろの間違いでございますので訂正さしていただきます。 それでは使用済み燃料の輸送の安全確保の問題についてからお答え申し上げますが、使用済み燃料の輸送につきましては、この輸送というものが国際的なフィールドで行われることもございまして、ＩＡＥＡ——国際原子力機関がこの使用済み燃料の輸送につきまして一つの規則を定めております。一九七三年に放射性物質安全輸送規則というものを定めております。世界各国ともこの輸送規則に準拠してそれぞれ国内法の整備を図って輸送の安全の確保を行っておるわけでございます。日本におきましてもこの規則をもとに原
現行法では、再処理事業を行えるものは動燃と原研のみになっておるわけでございますが、これを民間にも道を開くという指定制度を今回法律改正をお願いしておるわけでございますが、現在の安全規制の面におきまして国の機関、国に準ずる機関が行っておるということで、安全規制の規定ぶりは民間の事業者が行うに当たりましての規制に対しましては非常に不備な面があろうかと思いまして、実は本法案の改正に当たりましては規制の強化の改善もお願いしておるところでございます。 具体的に中身を若干申し上げますと、指定に当たりまして厳重な安全審査をする規定を設けております。また施設検査につきましても、それを強化するという観点の改正がございます。また民間で事業を行うわけで
まず、指定制をとった理由について御説明さしていただきたいと思います。 先生の御指摘の再処理事業というものはわが国の核燃料サイクルのかなめを占める事業であるわけでございます。きわめて重要な事業であろうかと考えておるところでございます。従来、民間が行います事業につきましては許可制が普通でございます。原子力発電所等は許可制でございますが、これは一定の資格さえあれば認めるというのが許可制の通常の考え方でございます。で、再処理事業につきましてはそれほど数が多くある必要はございません。したがいまして、このような重要な事業につきまして最も適切と認められるものに限ってやらせるというふうな考え方から、その業者を限定するという考え方から指定制をとら
