いろいろな団体があろうかと思いますし、それは業務量との関係でいろいろまたバリエーションがあると思います。ただ、私どもこの面につきましては、こういったことで使われる材料といいますか、そういったようなものも原子力施設ということである特徴がございますし、そういう面について専門的にエキスパタイズされることがより望ましいんではないかなというような気もしているわけでございまして、その辺については具体的にまた申請が出てくる段階で検査員の資質などの面についても配慮してまいりたいと思っております。
第一番目は、これについては相当アメリカから情報の提供がございました。引き続きまた、先般御説明しましたように解体作業も進んでおりますので、さらにいろいろな情報が入ってこようかと思いますが、当面、事故直後から約一年をかけまして原子力安全委員会におきまして米国原子力発電所事故調査特別委員会というのをつくりました。ここでこの事故を反映すべき事項といたしまして、五十二項目という事項を摘出いたしまして、検討する検討テーマにまずいたしました。 検討テーマにつきましては、安全審査指針に反映すべきもの、あるいはその下位の幾つかの基準に反映すべきもの、あるいは運転員の資質の向上のために配意すべきもの等々幾つかに分類をいたしまして、それぞれの専門の部
先生のおつくりいただいた基準は、ストリクトリーにいまだに守られて作業が進められておるところでございます。しかし、スリーマイルのときに結果として格納容器の外に放出された放射能、これは希ガスと沃素について申し上げますと、希ガスは二百五十万キュリーという数字でございまして、沃素は約十五キュリーということになっておりまして、これはもうアメリカのＮＲＣが最終的に決めた数字でございます。先般の参考人の数字はちょっとうろ覚えだったので違っております。一方私どもの方で、先生のおつくりになったいわゆる仮想事故において想定しておりますものを申し上げますと、ＴＭＩとほぼ同じ大きさの八十九万キロワットの炉について申し上げます。これは例えば伊方の三号炉の場合
放射線障害防止法につきましては、廃棄の業の問題につきましては既に現行法で廃棄の業というものは決められておるわけでございます。問題は、ＲＩ廃棄物の埋設処分なりあるいは無拘束限界値をどういうふうに取り扱っていくかという問題であろうかと思うわけでございまして、私どもは基本的には、こういった無拘束限界値あるいは将来ＲＩについても陸地の埋め立て処分が行われるという事態が来るならば、この辺の数値は同じものを使うことができるというふうに思っております。 ただ、ＲＩの問題、今回改正案を出さなかったという理由の一つは、やはり陸地処分についての具体的なプロジェクトがまだ計画されてないということで、これについての法改正を急にやる必要もないという点が一
原子力発電、原子力の開発利用につきまして安全確保ということが最も重要である、これなしには原子力の開発利用の推進はできないということであろうと思いますし、私どもの行政としてもそれが最も重要なことであるというふうに考えております。諸外国におきまして、これまでいろいろ、スリーマイルアイランドの事故その他幾つかの事故がございましたが、それらにつきましてもその結果を検討いたしまして、これまでも我が国の原子力施設の安全規制に反映させるというような努力をしながら、一方においてはこの原子炉等規制法の運用面において、安全審査あるいはその他の諸規制に全力を挙げる という方法をもちまして安全確保に私ども全力を尽くしてきているところでございます。 そ
今後の安全規制に関連いたしまして、これは将来の子孫に影響を及ぼさないようにやるための法律であるというふうに考えておる次第でございます。
御指摘のとおりでございます。
一般的な法律と違うという御趣旨が私にはちょっとよく理解できませんが、少なくともこの規制法の関連でいきますれば、他の各施設とも各原子炉あるいは再処理等のものにつきましても、将来子孫に禍根を残さないようなための安全規制の法律である、 〔理事志村哲良君退席、委員長着席〕 そういうような意味においては、この法律も今回の改正案も同じものであるというふうに理解しております。
先ほども申し上げましたように、この廃棄物の処理処分問題というものは、昭和四十七年以降政策的にもあるいは科学技術的にも研究が進められてきたものでございまして、最近に至りましてそれについての成果がまとまってまいりましたので、今回この法案を提出している次第でございます。 御指摘のように、政令にゆだねておりますところの埋設事業等に対する、埋設を可能とする廃棄物のものにつきましての政令の具体的数値というものは、先般のこの委員会でも御説明いたしましたとおり、ただいま原子力安全委員会においてこれまでの研究に引き続き検討が進められておりまして、近くこの夏までにはその数字が出る、そしてそこの対象となるものは、低レベル廃棄物の中でもこの数値がこれか
基本的には放射能濃度でございます。この点につきまして、先ほど御質問ございましたように具体的な数字につきましては、原子力安全委員会でことしの夏ごろまでに決めるということにいたしております。その他の廃棄物についての条件も幾つかございますけれども、それは廃棄物固化体の強度でございますとか、表面線量率でありますとか、そういったようなものでございます。基本的には放射能濃度で区分されるということでございます。
区別できるような記録のきちっと残っているものと残っていないものとございます。音といいますか、原発が始まったころには、固化体をつくるときにそこの内容物の核種分析等を余りやっておりませんでしたので、固化体の一部にはそういう素性のわからないものもございます。これは埋設に適しているものとして認めるか認めないかということになりますと、認める材料がございませんので、これは適するものとは認めない。したがいまして、そういったものは埋設に適さないものとして取り扱いたいと思います。発電所によりましていろいろ違いますけれども、昭和五十二、三年以降はそれぞれ製作の過程で分析をやってきておりますので、そういったようなものが記録に残っており、かつは何らかのサン
原子力発電所から出てまいります低レベル固化体につきましては、発電所 の施設の機構から見て、基本的にはアルファ核種のものは入っていないというのが原則でございます。しかし、中には、これは衆議院でも議論がございましたけれども、美浜の原発のように、事故がありまして燃料棒が破れたというようなことがありますれば、そこが破れてアルファ核種のものがまじってくることもあろうかと思います。そういう点はこれまでの原子力発電の運転の記録を調べればはっきりしてくるということでございます。
これは、原子力発電所において廃棄物をつくるわけでございますから、これに対するいろいろな保安規定その他の規定によりまして記録義務あるいは固化体の製造の仕方について規制を加えているわけでございまして、基本的にはそれに従わせる。これに違反してやった場合には、これは罰則あるいは営業停止等の処分があるわけでございますから、そういうことをベースといたしますが、そのほか、途中、適宜立入検査によりまして所要のチェックを行うというやり方をとってまいりたいと思っておるわけでございます。 なお、そういったものの結果というものは当然記録されますし、この五十一条の六のところに確認という規定がございますので、実際に埋設をするという段階にいたしましては、この
それは、先生御指摘のとおり、また先ほど宮永参考人の意見陳述にもありましたとおり、外側からアルファ廃棄物を確認しようという技術はまだ実用の段階に達しているとは思われません。したがいまして、我々が確認する場合には、やはり固化体につくる前の廃液等についてのそれの核種分析をやるというやり方でチェックする以外には方法はない。それからあるいは既存のものについてどうだということがあろうかと思いますが、これは非破壊検査ではできませんので抜き取りにならざるを得ませんけれども、抜き取りによって破壊検査をして、中から試料を取り出して分析をしてみる、こういうことによってチェックをすることが可能であるというふうに思っておるわけでございます。
この点においては、原子力研究所で今いろいろ研究をしておりますが、現状の技術レベルでピコキュリーのオーダー、つまり一兆分の一キュリーのオーダーまで分析によれば検出することができるというふうに聞いております。
ただいまガラス固化体の強度の問題でいろいろ御議論があるわけでございますが、先生御指摘のように、やはり溶接したからにはピンホールがあったりなんかするのは好ましくないわけでございまして、その点については、外からの目視検査でやりますればそんな大きなピンホールが発見できないというものではございません。エックス線検査等でそれを見るというのは、周囲が非常に放射線レベルが高いわけですからこれは実行不可能でございますが、一応外側からの目視検査ということで溶接については検査を行うということを原子力局長は申しているわけでございます。 溶接の結果、その溶接検査のやり方にもピンからキリまでございまして、そういった目視検査だけでいい部分とそれから強度的に
まず、壊れるモメントが基本的にはないわけでございます。まず最初に、ガラス固化体で固化をしてしまう、したがってそれ自体壊れるものではないわけです。その外側をステンレスの筒で囲う、そしてそれをがっちりした施設の中に安置しておくわけですから、基本的にはそういうものが壊れて散らばるということは、そういうモメントが考えられないわけでございます。そういうことで、仮にそれでもし先生のおっしゃるようにどういうわけかしらぬけれども壊れたということであっても、問題は外側に放射線が出るか、あるいは放射性のガスが出るか、あるいはちりが出るかという問題であろうかと思うんでございますが、それについては先ほど申し上げましたように、周辺の遮閉体構造等についてきちっ
これは安全審査の基準で扱うべきものでございまして、政令あるいは府令で定めるものではなくて、事業の許可をするときに、施設の安全審査をする際に検討する事項でございます。 それで、私ども高レベルの管理施設の安全審査のときに、先生のおっしゃったような事故のケースといたしましては、黙って置いているときに突然壊れたというのではなくて、取り扱いの操作中にクレーンから外れて落っこちた、それで不幸にしてキャニスターが落下して中のガラス固化体が壊れたというような場合を想定するということが今安全委員会のところで検討されておりまして、安全評価の面はそうした場合でも外部に放射能の影響が及ばないような設備にすることを安全審査の条件とするということを考えてい
これにつきましては、使用済み燃料の輸送とほぼ似たような大きなキャスクが使用されます。この輸送についての基準は国際原子力機関、ＩＡＥＡというところが国際的な輸送基準をつくっておるわけでございまして、その線に従った規則をつくりまして、それで輸送するということにいたしたいと思います。 基本的な概念といたしましては、大体使用済み燃料の輸送キャスクを御想像いただければいいんですが、寸法は実際の設計で多少違うとは思いますが、例えば十センチ程度の厚さの鉄の筒をつくりまして、多分長さは中にキャニスターが六個ぐらいこう星型に入る程度の直径のものになると思います。そして、その内側に鉛のライニングが施されまして放射線の防護をいたしますし、それから熱の
先ほどキャスクの中に入れるということを申し上げました。このキャスクは気密にするということになりまして、ＩＡＥＡの基準では二百メートルの漬浸試験というのがございまして、水につけて二百メートルの深さのところに落っことして何日間か放置して漏れないというのが基本的な基準になっておるわけでございます。運搬につきましては、今度船舶の安全基準の点になるわけでございますが、これは私どもの所管ではなくて運輸省の所管になります。これについては運輸省は今安全基準の策定をやっておるわけですが、私の聞いておるところでは、ほぼ使用済み燃料の運搬船の基準と同じようなものができるんではないかというふうに聞いておるところでございます。 使用済み核燃料の運搬船につ
