QUESTIONS質問主意書

第169回国会 「六ヶ所再処理工場の本格稼働に関する国の再評価に関する質問主意書」(2008年4月15日) | 社民党 福島みずほ 参議院議員(比例区)

質問主意書

質問第一〇二号

六ヶ所再処理工場の本格稼働に関する国の再評価に関する質問主意書

右の質問主意書を国会法第七十四条によって提出する。

  平成二十年四月十五日

福島 みずほ   

       参議院議長 江田 五月 殿

   六ヶ所再処理工場の本格稼働に関する国の再評価に関する質問主意書

 日本原燃株式会社(以下「日本原燃」という。)の計画によれば、六ヶ所再処理工場が今年五月にも本格稼働されると言われている。平成一九年七月国の安全審査の想定を超えた地震波が観測された中越沖地震によって、柏崎刈羽原発では敷地地盤はもとより原子炉等の機器類、建屋に甚大な被害を受け、本年二月末で三三三三件の損傷箇所が報告されている。この柏崎刈羽原発の地震被害以来地元では、国の安全審査や耐震安全性について、住民はもとより今まで国の原子力行政に協力してきた自治体関係者の間にも不安は大きくなっている。また、原発施設における事故の多発、ミスを隠ぺいする体質、情報公開が徹底していないことなど、国や電力会社などへの信頼も大きく損なわれている。

 こうした中で六ヶ所再処理工場が本格稼働されるにあたり、使用前検査が実施されているが、その検査の基準、チェック方法についても、万全の体制で実施され、住民の不安を払拭する方式であるとは認めがたい。また、地域住民の生活への影響についても、住民の不安はあらゆる点で増大するばかりである。

 そこで、以下質問する。

一 耐震設計のいわゆるバックチェックについて

1 六ヶ所再処理工場の耐震安全について、原子力安全・保安院はどのようなチェックをどこまで行っているのか。六ヶ所再処理工場の設計・建設は、旧耐震指針に基づいて行われたが、原子力安全委員会の耐震指針の改訂によって、どのような耐震チェックが行われているのか。

2 現在、新潟中越沖地震と原子力施設の安全性について、原子力安全・保安院、原子力委員会等で様々な検討が行われている最中である。例えば原子力安全委員会では、地質・地盤に関する安全審査の手引きの改訂作業が行われている。このような審査の指針・手引きの改訂が、六ヶ所再処理工場の耐震バックチェック(耐震安全性評価)にどのように反映されるのか。さらに現在進められている耐震評価作業はいつ頃に終了予定か。

3 六ヶ所再処理工場が立地する下北半島を含む東北地方は、太平洋プレートがオホーツクプレートの下に潜り込むプレート運動のある地域であり、地震活動の活発な地域となっている。下北半島沖合には崖の高さが二〇〇メートル以上、長さ約八四キロ、東落ちの断層(名称・大陸棚外縁の断層)が存在している。

(一) 活断層の資料として高い評価を得ている活断層研究会編集の「日本の活断層」においては、この断層は活動度の高い活断層と認定されている。しかし、六ヶ所再処理工場の安全審査では、評価対象とされていない。その理由を明らかにされたい。

(二) この活断層が動けばマグニチュード八以上の地震が起きる可能性も指摘されており、本来なら評価するべき活断層であると考えられる。六ヶ所再処理工場の耐震バックチェックに、この活断層を新たに加えて設計の安全性を再評価するべきではないか。

4 使用前検査が合格すれば稼働させる、との方針を国は取っているが、新しい知見を含んだ新耐震指針、手引きは何のためにあるのか。前記1、2で提起した新指針や手引き、活断層を評価対象に組み込んだ上での検討が終了しない限り、本格稼働させるべきではないと考えるが、いかがか。

5 平成一九年四月に明らかになった六ヶ所再処理工場のチャンネルボックス(使用済み核燃料貯蔵プールからせん断施設に搬入するための配管)等の耐震計算の誤りを、過去に国は見逃していた。日本原燃の耐震バックチェック報告書の設備機器類の耐震計算が間違っている可能性を否定することはできない。そのため、国がすべての耐震計算を再計算し直すべきだと考えるが、その再計算の実施予定はあるのか。すべての設備機器類の再計算を行わない場合は、その理由を示されたい。また、すべての設備機器類の再計算を行わない場合、一部だけでも再計算するのであれば、全体の何割程度の再計算をするのか。一部の再計算を行った場合、その部分が選ばれた理由を説明されたい。

二 アクティブ試験について

1 日本原燃は本年二月四日、原子力安全・保安院に「アクティブ試験第4ステップにおける高レベル廃液ガラス固化設備の試験状況報告」を提出した。第4ステップの試験計画では、高レベル廃液ガラス固化設備の試験において、AとBの二系統が安定的に運転できることを確認するとしていたが、昨年末にA系統の溶融炉でトラブルが発生し、十分な試験結果を得ることができず、追加データの取得が行われた状況である。この日本原燃の報告では、A系統、B系統、両者の試験が順調に行われたことに対する報告がなされねばならないものの、A系統での不十分な試験結果、さらにB系統では全く試験をしていない状態のままで、保安院が日本原燃から報告を受領した理由はなにか。

2 第4ステップにおいて、ガラス固化が順調に行われていないことが明らかになった。

(一) アクティブ試験第4ステップのガラス固化体製造試験の中で、通常の高レベル廃液とガラスビーズを混合した溶融ガラスの流下作業によって製造されたガラス固化体は平成二〇年三月三一日現在で何本か、またこれらのガラス固化体の組成(ガラスと高レベル廃液等の組成)について、明らかにされたい。

(二) その他の状況、例えばガラスの抜き出し等の作業によって製造されたガラス固化体は何本あるか、またこのような通常の流下作業以外で製造されたガラス固化体品の品質は、どのようになっているか、ガラスと高レベル廃液等の組成についても明らかにされたい。

(三) これら通常の流下作業以外で製造されたガラス固化体は、中間貯蔵や最終処分をどのように行うのか。

3 日本原燃のガラス固化体設備に関する報告が不十分であることは明白であり、第4ステップの試験結果を合格と判定することはできない。しかし、原子力安全・保安院および核燃料サイクル安全小委員会は、日本原燃のガラス固化状況報告を承認し、アクティブ試験の第5ステップに入ることを容認した。どのような理由から、第5ステップに入ることを認めたのか、明確にその根拠を示されたい。

4 国は、第4ステップの試験結果が十分でないとの理由から、「具体的な運転方法」等について追加報告するよう日本原燃に条件をつけた。アクティブ試験ではそれぞれの試験項目に判定基準がある。日本原燃に要請した追加報告の内容と、それらの「報告」等提出後評価を行う場合の基準を明らかにされたい。また、その評価基準をクリアできない場合は、六ヶ所再処理工場の本格稼動を許可しないということになるのか。

5 ガラス固化作業が必要な基準を満たしていなければ、何万年もの貯蔵にはとても耐えられない欠陥ガラス固化体が生じる可能性もある。六ヶ所再処理工場が将来稼働を開始した際、ガラス固化体製造に不測の事故が起きた場合、危険な高レベル放射性廃液が長期間貯蔵される事態が想定される。高レベル廃液の貯蔵は工場の安全にどのような影響が生ずるのか、その想定される事態を説明されたい。

6 ガラス固化の確実安全な技術がないにもかかわらず再処理を続け、高レベル放射性廃液を廃液のままで溜めておくのは大変危険である。

(一) 六ヶ所再処理工場の高レベル廃液の貯蔵可能な量は、どのくらいか。廃液タンクの数、貯蔵量を明らかにされたい。

(二) 高レベル廃液は、事故により爆発する可能性もある。廃液がタンクに満杯となった状態で地震などにより電源を失った際、どのように対処するか。ガラス固化技術がない中で進んだ第5ステップにおける防災対策を、具体的に明らかにされたい。

三 地域住民の生活の安全・安心について

1 六ヶ所再処理工場から放射性廃液を海に流すことになるが、東北産の食べ物、特に東北太平洋沿岸の海産物に対する風評被害が起こり、地元経済に打撃を与えることも心配される。事前に放射能による食品汚染の問題について、情報共有するために関係省庁等と検討会議などを行ったか。行った場合は、時期と共有した情報内容などを示されたい。

2 平成一九年四月再処理工場に近い尾駮沼の二地点から採取した水から、一リットル当たり二から三ベクレルのトリチウムが検出された(それまではすべて数値として示されない「定量下限値未満」であった。)。最新の尾鮫沼における水質検査の時期と、その結果についてのトリチウム数値を示されたい。また、「一リットル当たり何ベクレル」が許容基準となっているか。

3 サーファーや漁業関係者、工場周辺の子どもたちのために、放射能の放出予告をサイレンや掲示板表記などで事前に行う計画はないか。特に子供は放射能の影響を受けやすく、事前の警告を行い、成長期における子どもの身体への影響を最小限にするべきである。事前警告ができない場合、その理由は何か。

4 再処理工場から排出される放射能濃度がどの程度になれば、工場周辺の地域に対して注意・警告を呼びかけるのか。具体的な防災対策、排出濃度基準を明示されたい。

5 再処理工場から海洋に放出される放射濃度について、その規制値はいくつか、またその値は海洋のどこで測定することとしているのか。また、今まで再処理工場周辺で海洋環境のモニタリング調査した結果について、測定時期、測定場所、想定対象、対象核種とその測定値を明らかにされたい。

  右質問する。

答弁書

答弁書第一〇二号

内閣参質一六九第一〇二号

  平成二十年四月二十五日

内閣総理大臣 福田 康夫   

       参議院議長 江田 五月 殿

参議院議員福島みずほ君提出六ヶ所再処理工場の本格稼働に関する国の再評価に関する質問に対し、別紙答弁書を送付する。

   参議院議員福島みずほ君提出六ヶ所再処理工場の本格稼働に関する国の再評価に関する質問に対する答弁書

一の1について

 日本原燃株式会社(以下「日本原燃」という。)の六ヶ所再処理施設の耐震安全性については、これまでの安全審査の過程において、平成十八年の改訂前の発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針(以下「旧耐震指針」という。)等を踏まえて確認している。平成十八年に改訂された後の発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針(以下「新耐震指針」という。)等を踏まえた六ヶ所再処理施設の耐震安全性については、平成十九年十一月に日本原燃から耐震安全性評価結果報告書が提出されており、現在、総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会耐震・構造設計小委員会(以下「耐震・構造設計小委員会」という。)での議論を踏まえつつ、原子力安全・保安院において厳正に確認を行っている。

一の2について

 御指摘の手引きは、新耐震指針を踏まえた今後の安全審査等に資するために、活断層等の調査及び耐震設計上考慮すべき活断層の認定の方法等を明確化することを目的として、現在、原子力安全委員会において策定を進めているものであるが、原子力安全・保安院においては、耐震・構造設計小委員会での議論を踏まえつつ、新耐震指針等を踏まえた六ヶ所再処理施設の耐震安全性の評価結果に関する確認を行っているところであり、御指摘の手引きの取扱いも含めた具体的な進め方について、検討を行っているところである。当該確認の終了時期について、現時点でお答えすることは困難である。

一の3の(一)及び(二)について

 旧耐震指針では五万年前から現在までの間に、新耐震指針では第四紀後期更新世から現在までの間に動いたと考えられる活断層を耐震設計上考慮することとなっているところであるが、これまでの六ヶ所再処理施設等に係る耐震安全性評価においては、御指摘の大陸棚外縁の断層について少なくとも第四紀後期更新世以降の活動は認められておらず、旧耐震指針及び新耐震指針のいずれを適用しても、当該断層は耐震設計上考慮すべき活断層ではない。

一の4について

 新耐震指針等は、「「耐震設計審査指針」の改訂を機に実施を要望する既設の発電用原子炉施設等に関する耐震安全性の確認について」(平成十八年九月十九日原子力安全委員会決定)において述べられているように、今後の安全審査等に用いることを第一義的な目的としているものであることから、既設の原子力施設の耐震設計方針に関する安全審査のやり直しが必要となるとは考えておらず、平成四年に事業指定を受けている六ヶ所再処理施設についても、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(昭和三十二年法律第百六十六号)第四十六条第一項に基づく使用前検査を引き続き厳格に行っていくこととしている。

一の5について

 日本原燃の行った六ヶ所再処理施設の耐震安全性の評価における耐震計算については、原子力安全・保安院においても再計算を行うこととしており、その対象の選定は、報告内容等を考慮して行うこととしている。今後の再計算の具体的な進め方については、耐震・構造設計小委員会での議論を踏まえつつ検討を行っているところである。

二の1について

 原子力安全・保安院においては、日本原燃に対し、六ヶ所再処理施設の使用済燃料を用いた総合試験(以下「アクティブ試験」という。)の第四ステップで実施したガラス固化設備の運転性能等の試験結果を第五ステップの開始前までに報告することを求めていたところであり、日本原燃から平成二十年二月四日にその報告があったことから、これを受け取ったものである。

二の2の(一)について

 日本原燃においては、アクティブ試験の第四ステップにおいて、平成十九年十一月四日から高レベル廃液を用いたガラス固化設備の試験を開始し、平成二十年二月十三日に同ステップが終了するまでの間に五十七体のガラス固化体を製造したと承知している。ガラス固化体は、ガラス原料と高レベル廃液をガラス溶融炉内に投入し、加熱により溶融して容器に注入したものであり、高レベル廃液は、分離設備からの抽出廃液や酸回収設備からの廃液などを蒸発濃縮した高レベル濃縮廃液、酸及び溶媒回収設備からのアルカリ廃液を蒸発濃縮したアルカリ濃縮廃液、アルカリ洗浄廃液並びに不溶解残渣廃液から成る。

二の2の(二)及び(三)について

 御指摘の「通常の流下作業以外で製造されたガラス固化体」の意味するところが明らかではなく、お答えすることは困難である。

二の3について

 総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会核燃料サイクル安全小委員会(以下「サイクル安全小委員会」という。)においては、平成二十年二月四日に日本原燃から提出された「再処理施設アクティブ試験(使用済燃料による総合試験)第四ステップにおける高レベル廃液ガラス固化設備の試験状況報告」を評価した結果、ガラス固化設備に関し今後確認が必要とされる事項に係る試験はアクティブ試験の第五ステップで計画されている使用済燃料の処理試験に支障を与えないことなどを考慮すると、第五ステップにおいてガラス固化設備に係る試験を実施していくという日本原燃の方針については差し支えないとされたことから、原子力安全・保安院としても日本原燃の当該方針は問題ないと判断したものである。

二の4について

 原子力安全・保安院においては、サイクル安全小委員会での審議を踏まえ、日本原燃に対し、ガラス溶融炉内部の点検及び内部残留物に関する分析等を実施した上で、具体的な運転方法と当該運転方法による試験再開後のガラス溶融炉運転性能確認試験等の結果について追加報告を要請したところである。

 原子力安全・保安院としては、これらの追加報告の内容について、有識者等の意見を聴取しつつ、「安定した運転状態が維持されること」及び「白金族元素の影響を考慮し、管理された運転状態が維持されること」を、ガラス固化設備における処理能力の性能検査に係る使用前検査に先立って、確認することとしている。

二の5について

 御指摘の「危険な高レベル放射性廃液が長期間貯蔵される事態」がいかなる事態を指すのかが明らかではなく、お答えすることは困難である。

二の6の(一)について

 六ヶ所再処理施設の高レベル廃液貯蔵設備は、十基の貯槽からなり、各貯槽の容量を合計すると約六百八十立方メートルとなる。

二の6の(二)について

 高レベル廃液が貯槽にある状態で外部電源が喪失した場合でも、非常用電源からの電力供給により、六ヶ所再処理施設の安全は確保される。

三の1について

 御指摘のような検討会議は行っていない。なお、六ヶ所再処理施設から出る排気や排水中に含まれる放射性物質は、できるだけ取り除かれる設計となっており、一部放出される放射性物質の影響についても、法令に定める一般公衆の線量限度一ミリシーベルトを十分に下回るものである。

三の2について

 青森県及び日本原燃において、海水、海産物、空間線量等の環境放射線モニタリングを実施し、その結果を青森県が公表しているところであり、平成十九年七月に行われた尾駮沼における湖沼水中の最新の水質検査によれば、湖沼水一リットル当たりのトリチウムは二ベクレル未満であったと承知している。また、青森県が実施する環境放射線モニタリングにおいては、御指摘の「許容基準」は特に設けられていないと承知している。

三の3及び4について

 六ヶ所再処理施設からの放射性物質の海洋放出については、安全審査においてその影響が評価されており、その評価結果に基づき定められた保安規定の放出管理目標値などを用いて管理されているものであり、当該保安規定の遵守状況は、現地の原子力保安検査官が確認している。したがって、放射性物質の海洋放出日時の予告等を行う必要はないと考える。

三の5について

 放射性廃棄物の海洋放出に関しては、再処理施設の周辺監視区域の外において、三月間で〇・二五ミリシーベルトという線量限度を設けているところである。また、青森県が公表している「原子力施設環境放射線調査報告書」によると、青森県においては、半年に一度、六ヶ所再処理施設付近の海水のマンガン、コバルト、ルテニウム、セシウム、セリウム、ベリリウム、トリチウム、ストロンチウム及びプルトニウムについて測定しており、平成十九年四月における測定値は、海水一リットル当たり、マンガンは六ミリベクレル未満、コバルトは六ミリベクレル未満、ルテニウムは六十ミリベクレル未満、セシウムは六ミリベクレル未満、セリウムは三十ミリベクレル未満、ベリリウムは百ミリベクレル未満、トリチウムは二ベクレル未満、ストロンチウムは二ミリベクレル未満、プルトニウムは〇・〇二ミリベクレル未満であったと承知している。また、日本原燃においては、三月に一度、六ヶ所再処理施設付近の海水のマンガン、コバルト、ルテニウム、セシウム、セリウム、ベリリウム、トリチウム、ストロンチウム及びプルトニウムについて測定しており、平成十九年七月における測定値は、海水一リットル当たり、マンガンは六ミリベクレル未満、コバルトは六ミリベクレル未満、ルテニウムは六十ミリベクレル未満、セシウムは六ミリベクレル未満、セリウムは三十ミリベクレル未満、ベリリウムは百ミリベクレル未満、トリチウムは二ベクレル未満、ストロンチウムは二ミリベクレル未満、プルトニウムは〇・〇二ミリベクレル未満であったと承知している。

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