これは航路によって違いますし、大陸棚のあたりを走っていけばこれは二百メートル以内で行けると思いますが、場合によれば横断することによってそれ以上の深さのところもあるかもしれません。ただ、漬浸試験の基準としては二百メートルでございますが、これについては相当使用済み燃料の運搬のキャスクのときにいろいろ試験が行われております。大体三千メートルに相当する深さまで沈没した場合に、つまりそのキャスクが三百気圧の圧力になった場合にどうなるかというようなテストも行われていますが、先ほどの遮へいの問題とか構造上の問題からその耐圧性が物すごく強くなってしまうわけです。それで絶対、絶対じゃない、絶対は困りますから、三千メートルでテストをやった結果つぶれない
三千メートルではちょっと回収できないと思いますが、逆に三千メートルになりますと相当の高い水圧でございますから、船内に保持されているということになりますし、あるいは裸で海底に落ちていても、キャスクが破壊されない限り外側の水圧でもっているわけでございますから、それで直ちに放射性物質が拡散してどうのこうのという話にはならないんじゃないかなというふうに思います。
キャニスターそのものについての耐圧性の要求はありません。キャニスターは外側のキャスクでもって保護されるという考え方でございます。
御指摘のように十日ほどたったんでございますが、残念ながら資料が続々と入ってきておりませんで、状況はまだ前回とさほど大きな進展はないわけでございます。前回とあるいは重複する点があるかもしれませんが、御了承いただきたいと思います。 現在までのソ連政府の公表でございますとか、ソ連政府を訪れましたＩＡＥＡのブリックス事務局長の発表あるいはゴルバチョフ・ソ連書記長の発表等、今までに得られました情報の範囲内で事故の状況をまとめますと以下のようになろうかと思うのであります。 まず第一に、事故は現地時間四月二十六日、キエフ市の北方約百三十キロにある発電所の四号機、これの予定された運転停止作業中に四号の原子炉の出力が突然増大した。大量の蒸気が
五月三日に在モスクワ大使館から送付されました食品等の環境資料の放射能分析を実施しましたが、このときは微量でございました。数字が約四十ピコキュリー・パー・リッターという程度でございましたが、さらに引き続き四日にやはりモスクワ大使館からのものを調べてみますと、このときには千三百ピコキュリー・パー・リッターの検出が行われております。第三回目も行っておりますが、そのときの数字が約四百という数字でございました。 それから、在留邦人につきまして、地元の方で放射能の影響についていろいろ心配されている方が多いというので、外務省の要請がございましたので、専門家をソ連及び東欧諸国へ派遣いたしまして、こういった放射線医学関係の知識をお教えした、集会を
これはむしろ現地の大使館の要請によりまして、在留邦人に対する指導ということで行ったわけでございます。
東海炉の安全性の問題でございますが、これは軽水炉と同列に論じる話ではなかろうと思います。東海ガス炉につきましての安全性については、説明するとすればいろいろな特徴があろうかと思います。 まず第一は、出力密度が非常に小さい炉であるという点は、安全上は大きな利点であろうかと思います。ほぼ軽水炉の六十分の一、それからチェルノブイリ炉の五分の一程度であるということは、なかなか熱が加熱されにくいという性質がありますし、さらに炉心の熱容量も大きいわけでございまして、軽水炉の約三倍、それからチェルノブイリ炉の六倍といったような設計でございまして、万一冷却材喪失事故が起きましても、燃料温度の上昇はこれらの炉に比べて比較的緩やかで、その間にいろいろ
この辺がまだソ連の事故情報がもう一つわかってないということで、今の段階ではウィグナー効果につきましても特段のことを言う段階ではないというふうに私ども思っております。
しばらくの間は手がつけられなかったわけでございますが、ここ二年ほど前から炉を解体いたしまして中を調べるという作業が行われているわけでございます。 アメリカにおきましては、復旧作業から引き続きエネルギー省を中心といたしまして、ＧＰＵＮＣ社、これはＴＭＩの運転者、それからアメリカのＥＰＲＩでございますね、米国電力中央研究所、それからＮＲＣ、こういったものが参加をいたしまして炉内の検査それから除染技術の開発、プラントの維持及び復旧作業等を目的としてＴＭＩ二号炉の大規模な解体調査が進められているところでございます。この調査は一九八八年まで続けられることとなっておりまして、現在ＴＭＩの二号炉では一応の除染を終えまして圧力容器のふたが取り外
これにつきましては、電気事業者、メーカー等十七社がやっているわけです。これには原研も参加しているわけでございますが、この計画における研究開発で得られました知見や成果は現段階ではまとまり次第アメリカのエネルギー省が逐次報告書を出しております。これはＧＥＮＤレポートという報告でございまして、取りまとめられまして逐次公表されてきております。 それから、日本につきましても、日本の参加者から、ことしの五月末に研究開発計画に参加してこれまでに得られた知見についての発表会を行うことが予定されております。多分原子力安全研究協会が中心になりまして発表会を行うことになっております。今後とも得られた知見、成果等は適宜そういった形などで公表していくとい
基本的にはただいま原子力局長が答弁したとおりでございまして、会社の方は先にできてしまいました。しかしながら、これについてはやはり会社の設立自体かねてから懸案の原子力開発利用長期計画に沿った方針のもとのものでございますし、そういう点からいって特に民間が主導して政府が方針を後から追いかけていったのだという話ではございませんので、原子力委員会の政策に沿った動きを民間にした、こういう意味におきましてはやや私どもの規制法の改正法の提案が実は遅きに失したというくらいの気持ちを持っているわけでございまして、ひとつ何分……。
高レベルの廃棄物の本格処分につきましては、さきの昨年十月の原子力委員会決定におきましても高レベルは今後の研究課題ということになっておるわけでございまして、この報告におきましても高レベルの処理処分は国の責任において行うんだという基本方針を打ち出したにとどめておりまして、具体的なその実施体制等の仕組みについては原子力委員会で今後引き続き検討するということになっているわけでございます。こういった基本方針のもとに今後こういった体制問題についての議論が原子力委員会で検討されるわけでございまして、今回はしたがいましてこの点についての法律改正は手当てしていないわけでございます。
発生者の責任の分担でございますが、これは先ほど谷川参考人からも御説明こざいました安全規制をやっていく場合において、現在の原子炉規制法は加工事業者であるとか原子炉の設置事業者であるとか、再処理事業者であるとか、その事業ごとに規制をしておる。それで核物質の動きに応じてそれぞれを受け取ったところが安全確保の責任を持つんだ、こういう体系が基本的に一つあるわけでございます。 そういうことと、もう一つ、原子力委員会におきましてもさんざん議論されたわけでございますけれども、発生者責任と廃棄物の責任者を二重にかぶせておくというようなことは少なくともこの安全確保に関しては適当ではない、そこのところはやっぱり物を引き受けたところで分けるべきだという
前段の個々具体的な、例えば製作者がきちっと通知してやるというような問題につきましては、これは三十五条第二項の総理府令の中に、引き渡す場合にきちっとした内容物についての説明資料を渡すことという基準を私ども書くことにいたしたいと思っております。これに対しましては最高は事業停止までの行政罰を加えるような形の規定にいたしておくというのが基本でございまして、その点はあくまで少なくとも廃棄事業者に引き渡す際には発生者責任といたしましてきちっとした廃棄物をつくる、そのことについてはきちっとした責任を負わせる。これは渡しちゃった後、事故が起こったときもやはり発生者の責任は追及されることになるわけでありますから、そういった意味においての規制は今回の規
これにつきましては埋設が——管理でございますか。
まず埋設の方から参ります。 埋設につきましては、先ほど来申し上げておりますように放射能濃度、それから固化体の強度あるいは表面線量率、こういったようなもので具体的な決め方をしてまいる所存でございます。これにつきましての具体的な数字につきましては、先ほど来申し上げておりますように原子力安全委員会で検討中でございますのでまだ決まっていない、近く決められるというものでございますし、その数字を具体的に政令に書きます場合には、これは原子力安全委員会に諮問した上で決定するというやり方をとってまいりたいと思っております。 それで、管理の方に参りますのは、この放射能濃度あるいは固化体の構造等が埋設に適しないものはこちらの管理の方に回すという基
基本的には先生のおっしゃるとおりなんでございます。管理の事業に回る資格のある廃棄物につきましては、資格のあると言ってはいけないんですが、埋設できないものはそこから上で、管理の二号の方に行くわけですが、その具体的な決め方につきましては、先ほど申し上げましたように、そういったプロジェクトが具体化されたようなものについて政令で個々、個別に規定していくという考え方をとっておるわけでございます。すなわち再処理工場から出てまいりますがラス固化された高レベル放射性廃棄物の保管廃棄であるとか、あるいは動燃から出てまいりますようなアスファルト固化されたＴＲＵ廃棄物の保管廃棄とか、こういったようなものを政令で列挙して対象物を決めていくという考え方でござ
濃度上限値の定め方につきましては、原子力安全委員会においては、まず第一番目に、基礎といたしましてこの無拘束限界値をベースにして導き出そうという考え方をとっ ているわけでございます。すなわち、この資料の四ページの、先生先ほど御指摘になりましたＩＡＥＡの規制免除数値、このページの下の方にその考え方が書いてあるわけでございますけれども、埋設すべきコンクリート固化体は時間の経過とともに放射能レベルが低減していくわけでございまして、何年かの後には無拘束限界値に達するということでございまして、これは物理的にきちっと計算される数字でございます。そこで、逆に無拘束限界値が決まりますと、それから無拘束限界値に至りますまでの期間を何年かに定めることに
濃度上限値そのものについてはＩＡＥＡは検討していないのでありまして、ＩＡＥＡは規制免除できる放射能濃度という方の検討をしておるということでございます。この濃度上限値そのものにつきましては、既にアメリカ、フランス等は別のクライテリアを持ってやっているようでございまして、日本の原子力安全委員会の考え方よりはかなり高いレベルでこういったものを決めているというふうに理解しておるところでございます。
これについては米国及びフランスにおいて決めておるところでございますが、詳細については担当の室長から御説明させていただきたいと思います。
