総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会廃止措置安全小委員会（第９回）－議事録

それでは、2名の委員の方がまだ到着していないようですが、定刻になりましたので、第9回廃止措置安全小委員会を始めさせていただきたいと思います。

今回の小委員会は4年ぶりの開催となりますことから、村上原子力安全・保安部会長の指名により、当委員会に新たに井川委員、岡本委員、葛西委員、金澤委員、工藤委員、小山委員、服部委員、田中委員の御参加をいただいております。

なお、本日は御都合により、小佐古委員、岡本委員、工藤委員の計3名の委員が御欠席されております。

ここで、新たに委員になられた方だけではなく、4年ぶりということでありますので、委員長は別といたしまして、他の委員の方も御紹介させていただきたいと思います。

一番奥の方からになりますが、葛西委員、続いて金澤委員、川上委員、小山委員、高木委員、田中委員、服部委員、山内委員、以上でございます。

それでは、石榑委員長、議事進行のほどよろしくお願いいたします。

それでは、私の方で議事を進めさせていただきたいと思います。

先ほどお話がございましたように、この委員会、久しぶりでございまして、4年ぶりでございますので、保安院の平岡審議官から一言ごあいさつをいただければと思います。よろしくお願いします。

原子力安全・保安院の審議官をしております平岡でございます。本日はお忙しいところをお集まりいただきまして、ありがとうございます。

保安院は、御承知のとおりかと思いますが、原子力安全規制の責任を担っておる機関でございます。原子力安全・保安部会の先生方には、私どもの行政に対して貴重な御意見をいただいておりまして、厚く御礼を申し上げたいと思います。

今回、4年ぶりということでございます。平成16年の12月に前回開催したということで、まる4年、足掛け5年過ぎております。と申しますのは、16年の12月に、この廃止措置安全小委員会の報告をまとめていただきまして、これを踏まえまして17年の5月に原子炉等規制法の改正をさせていただきました。それによりまして、廃止措置につきまして、廃止措置計画の認可制度を中心に、廃止措置の安全規制についての明確化、あるいは透明度を高めることができました。関係の省令等も整備を進めまして、私どもの安全規制の実績をつくってくることができたと思っております。

現在の状況でございますけれども、既に日本原子力発電株式会社の東海発電所では廃止措置がたけなわといいますか、かなり進んでおりまして、私も先日、サイトに行く機会があったんですが、かなり解体の工事等も進んできているという状況でございます。

また、日本原子力研究開発機構の「ふげん」におきましては、廃止措置計画の認可を既に出しておりまして、廃止措置が着手をされているということでございます。

また、最近では、浜岡1、2号について、中部電力の方で廃止措置に入っていくということを決定されておられると承知しておりまして、これは廃止措置計画の認可申請がいずれ出されるものと承知をしております。

ということで、かなりその後状況が進展をしておりまして、このあたりでまた少し廃止措置の安全規制について、この状況を踏まえた高度化といいますか、今後の取組みといったところを私どもとしてもしっかりやっていきたいということもございまして、今回、小委員会の方を開催させていただくことにいたした次第でございます。

今後の大きな一つの検討課題としましては、いろんな技術、あるいは実態の状況を踏まえまして、今後の安全規制を合理的なものにきちんとやっていくというためには、安全規制支援研究といったものがいろいろなところで行われておるわけですが、その状況も踏まえながら、よりよい規制にしていくというところが少し課題ではないかと、当面の課題として考えてございます。

また、学会等でもいろいろな基準、学会標準の議論といったものも進んでおりまして、こういったものを私どもの規制でどう取り扱わせていただくかといったところについても重要な課題だと思っております。それにとらわれず、合理的な廃止措置、安全規制というものを私ども考えていきたいと思っておりますので、是非そういう観点で御議論をお願いできればと考えておる次第でございます。

大変お忙しい委員の方々におかれましては恐縮でございますが、是非御審議いただくようにお願い申し上げまして、私のあいさつとさせていただきます。どうもありがとうございました。

どうもありがとうございました。

それでは、配布資料の確認をお願いいたします。

それでは、配布資料を確認させていただきたいと思います。

まず、お手持ちの資料、クリップを外していただきまして、1枚目が議事次第と、裏側に配布資料の一覧がございます。

続いて、2枚目に、本廃止措置安全小委員会の委員名簿の方を御用意させていただいております。

続いて、参考資料－1、原子力安全・保安部会及び下部の小委員会、WG等の公開等についてという資料でございます。

続いて、資料1-1、廃止措置をめぐる状況の報告。

続いて、資料1-2、東海発電所廃止措置の状況について。

資料1-3、「ふげん」廃止措置の実施状況。

資料1-4、浜岡原子力発電所1、2号機の廃止措置について。

資料2-1、廃止措置に関する次期5ケ年の安全規制支援研究計画（案）でございます。

資料2-2、これまでの安全規制支援研究の実施状況。

資料3-1、日本原子力学会標準の改訂と対応の方針について（案）でございます。

資料3-2、発電所の総点検を受けた再処理施設等サイクル関連施設の対応及び廃止措置段階の施設の保安規定の対応のための省令改正についての資料でございます。

資料3-2-1、サイクル施設における根本原因分析ガイドラインについて。

資料3-2-2、原子力発電所の保守管理規程及び保安管理指針についての資料でございます。

以上、過不足ございませんでしょうか。

どうもありがとうございました。よろしゅうございますか。

それでは、よろしければ、ここで小委員会、あるいは後ほどまた話題が出てまいりますが、WGを作るというようなこともございまして、これらの公開の方針について、参考資料1に基づきまして、事務局の方から御説明をよろしくお願いいたします。

それでは、参考資料1に基づきまして御説明させていただきます。

「原子力安全・保安部会及び下部の小委員会、WG等の公開等について」の資料でございます。こちらの方は、平成20年、去年の6月でございますが、原子力安全・保安部会で下部の小委員会及びWG等の公開方針が決定されました。これによりますと、今後の小委員会、WG等は、原則すべて公開で行うということが定められてございます。

ただし、以下に該当する場合を除き、原則すべて公開とされていることから、他国との関係に基づき情報開示できない情報を扱う場合、核物質防護に関わる情報を扱う場合、その他の企業秘密、知的財産に関わる情報を扱う場合、検査に関する計画、視点等に関わる情報を扱う場合、こちらの観点のもの以外は原則公開で審議がされるということになってございます。

したがって、当小委員会におきましても、今後は原則公開で行うということとともに、今後、当小委員会の下に設置いたしますWGについても原則公開で行っていくという方針で進めさせていただきたいと思います。

以上でございます。

どうもありがとうございました。

それでは、最初の議題、「廃止措置をめぐる状況の報告」でございます。

先ほど来ありますように、前回の審議の後、4年半ほどの歳月が経過しておりますので、この間の廃止措置をめぐる状況を御報告していただきたいと思います。

まず、全体の概要を資料1-1に基づきまして事務局から御説明いただいた後、既に廃止措置計画の認可を受けております原電東海発電所及びふげん発電所の廃止措置の状況、さらには、最近の中部電力浜岡発電所1、2号機の廃止措置の計画につきまして、それぞれ資料1-2、1-3、1-4に基づいて事業者の方から御紹介をお願いをしたいと思います。

質問等につきましては、それぞれ資料の説明の都度お願いをしたいと思いますので、よろしくお願いいたします。

それでは、最初に概要の説明。

それでは、事務局から、資料1-1に基づきまして、廃止措置をめぐる状況の報告をさせていただきたいと思います。

まず、原子力施設の廃止措置の本格化を控えまして、透明性のある手続、基準等を整備し、原子力施設を廃止する際の安全規制を明確化することを目的といたしまして、平成17年12月に、施設定期検査の原則廃止、廃止措置期間中の保安規定の記載事項の明確化などを行うために、原子炉等規制法及び関係省令の改正がされました。

続いて、この制度の改正後、日本原子力発電株式会社の東海発電所及び独立行政法人日本原子力研究開発機構の新型転換炉ふげん発電所を廃止措置の認可をしてございます。

原電東海につきましては、平成10年3月に運転が停止されまして、法改正前の原子炉等規制法に基づく解体届というものが平成13年10月に提出されてございました。続いて、同年12月より既に廃止措置が着手されていたところでありました。その後、省令改正、法令改正の後に、平成18年の3月に廃止措置計画の認可申請がなされまして、18年の6月に廃止措置計画の認可をいたしております。

ふげん発電所につきましては、平成15年3月に既に運転が停止されたところでございましたが、平成18年11月に廃止措置計画の認可申請がございまして、平成20年、去年でございますが、2月に廃止措置計画の認可をしてございます。

また、去年の年末ですが、中部電力浜岡原子力発電所の1号機及び2号機につきましても、同社による運転終了の決定に伴いまして、平成20年12月22日付けをもって電気事業法に基づく電気工作物の変更届が提出されまして、今年の1月30日付けで電気事業用の発電設備というものから除外されてございます。また、平成20年の12月付けで運転停止のための炉規法に基づきます保安規定の変更認可申請がございまして、平成21年1月19日をもって保安規定の変更認可をしてございます。今後、中部電力さんの方から廃止措置計画の認可申請がなされる予定となってございます。

以上が廃止措置をめぐる状況の概略報告でございます。

どうもありがとうございました。

それでは、資料1-1について、何か御質問等はございませんでしょうか。よろしゅうございますか。

それでは、よろしければ、次にまいりたいと思いますが、次は資料1-2について御説明をよろしくお願いいたします。

それでは、資料1-2に基づきまして、日本原子力発電の廃止措置プロジェクト推進室の山内でございます。簡単に御紹介したいと思います。

東海発電所廃止措置、発電用原子炉の一番トップバッターということで、現在、廃止措置を先ほど紹介がありましたように進めているところでございます。

まず簡単に、初めての方もいらっしゃいますので、東海発電所の概要でございますが、パワーポイントの2枚目、主要経緯ということで記載しておりますけれども、東海発電所は、電気出力16万kWで、国内で1基しかございませんけれども、英国タイプの黒鉛減速の炭酸ガス冷却炉ということで導入されております。

運転中の経緯は別としまして、平成10年の3月に、先ほど言いましたように、営業運転を停止しまして、約10年ほどたっておりますけれども、最初の3年間は、当時、燃料の搬出ということで運転中の継続という形で手続をしておりまして、平成13年に当時の原子炉等規制法に基づきます原子炉解体届を出しまして、廃止措置に着手しました。

その後、順調に廃止措置の工事を進めておりまして、平成18年の3月には、5年間の、我々、第1段階なんですけれども、タービン等の周辺機器の撤去を終了しまして、その後、先ほどの法改正に基づきまして、手続を、廃止措置の計画認可を受けて、いよいよ第2段階ということで、平成18年から熱交換器の解体撤去を開始しております。後で詳しく御紹介したいと思います。

それとは別に、平成19年には、初めてのクリアランス物の適用を受けまして、クリアランス物の搬出を開始してございますし、昨年9月には、放射性廃棄物でない廃棄物、これもルールを明確にしていただいて、それの搬出を開始したというところで、順調に廃止措置を進めているという状況でございます。

1枚めくっていただきまして、東海発電所の廃止措置の全体工事工程ということで、今、口頭で申し上げましたように、期間的には大体半分ぐらいきてはいるんですけれども、最初は、小物の機器を解体して、徐々にレッスンズラーンドしながら大きなものを壊していくということで進めてございます。

その下に廃止措置の工事の全体の進め方でございますけれども、最初の5年間は、工事全体概要の黒枠で囲っている比較的小物の機器の解体、それから、現在進めておる第2段階の方では、主に大型の機器ということで、熱交換器の機器の解体の撤去を今進めてございます。

それで、いよいよ最後の方にいきますと、本体の原子炉領域の解体。最後に残った建屋の撤去という順番で解体工事を進めていく計画となってございます。

その次のページ、廃止措置の基本方針としては、原子炉領域は、約10年間の安全貯蔵後、解体撤去するということで、それ以外の周りの設備については、安全貯蔵と平行して順次撤去していくと。最終的には、跡地を有効利用可能な状態に戻すという基本方針でございまして、今言った大きく3つの段階に分けて工事を進めてございます。

第1段階、タービン等の周辺機器の撤去については、平成13年からの5ケ年で終わってございまして、下の図にありますような点線で囲まれている機器類の解体撤去をしてございます。

その次のページ、その当時の写真で様子を簡単に紹介しますと、1枚目の写真が、使用済燃料プールの周りの機器の解体撤去ということで、プールの水を抜いて、中にある汚染のある機器を解体撤去しました。

それから、その下のタービン発電機の機器撤去につきましては、こちらは汚染のないエリアでございましたので、一般の火力発電所と同じように、タービン周りの機器類については全部撤去して、現在、様子が写真で見れるんですけれども、何もない状況になってございます。

その次の段階、平成18年から進めております熱交換器の撤去、これは現在進めておりますけれども、熱交換器周りの機器類、熱交換器本体の解体撤去を実施する計画になってございまして、熱交換器は原子炉の周りに都合4基ございまして、これは高さ25メートルぐらいの大型の機器になってございます。

熱交換器の下に解体の撤去の範囲と順序を記載しておりますけれども、最初に、熱交換器の周りにあります周辺機器の解体撤去を行って、その後、熱交換器と原子炉本体をつないでいるガスダクトの撤去を行って、その上で本体の撤去を行うという順番で進めてございます。

現在までに、次のページで熱交換器の周辺機器の撤去ということで、周りの比較的小さい機器類についての撤去の片側、1号機と2号機分を終了してございます。写真にあるような比較的周りにある小物の機器類の解体撤去をやりまして、これらについては、レベル区分、汚染のレベルごとに分別して、一部保管、一部搬出というような分別に応じて処理を行っています。後でその分別の考え方についても御紹介します。

それから、熱交換器の次にダクトの撤去なんですけれども、この写真にございますように、東海発電所は、熱交換器と原子炉を結んでいるホットガスダクトについては、建屋の中ではなくて外に設置されておりますので、これを解体撤去するために、一回、右にありますように、仮設の小屋をつくりまして、そこの中で放射能を拡散しないように配慮しながら解体撤去して、このダクトを撤去しております。これも1、2号機の撤去を終えてございます。

それから、その次のページへいきまして、コールドガスダクト。これは、下側にあるダクトでございますけれども、これは建屋の中にございますので、養生して保温材を撤去した後、配管を切断して、小割りにしてというような形で撤去してございます。

ここまでが現在のところ進んでおりまして、いよいよ熱交換器本体に関して準備を進めておりますけれども、熱交換器本体については、この下にポンチ絵で記載がありますように、ジャッキダウンということで、いわゆるダルマ落とし工法で次々に下の方から解体をしていくということで我々今考えてございまして、これの1つの理由は、汚染をしている中の汚染部位を拡散しないように、作業エリアを固定して、同じ作業エリアを使って次々に解体できるという利点を活用しまして、同じ場所で解体していくという工法で全部を解体していこうという計画でございます。

それ以降、いよいよ原子炉領域の解体撤去ということで、原子炉本体につきまして、どういう順番で、どういう工法で解体していくかということを現在検討を進めておりまして、基本的には、この下に考えてありますように、原子炉の上部の方から順番に解体していくという順番で検討を進めてございます。

以上が解体工事の概要でございまして、廃止措置に伴って、解体に伴って発生する撤去物につきましては、大きく2つに分けてございまして、原子炉施設は、管理区域と管理区域外と分かれているんですけれども、管理区域外については、一般の解体廃棄物と同じ扱いで処理、処分しております。

管理区域内においての廃棄物については、放射性廃棄物、汚染されているものとそもそも汚染されていないものにまず分けて、汚染されていないものについては、放射性廃棄物でない廃棄物ということで、先ほど一番最初に紹介しましたように、その判定を行いまして区別をしていくと。それから、汚染されているものにつきましても、低レベル放射性廃棄物なるものと、クリアランスで国の認可を受けて、確認を受けて、一般の廃棄物として扱っていいものというところを分けて、厳密にレベル区分別にちゃんと区分しながら解体廃棄物を取り扱ってございます。

解体撤去物の推定発生量の評価を我々としてもしてございまして、全体で約20万トンの撤去物が発生しますけれども、そのうち、クリアランス対象になるものが4万トン、放射性廃棄物になるものは約2万トン強発生すると評価をしてございます。

低レベル放射性廃棄物になるものに関しては、分別した後、前処理を行って容器に詰めて、適切に処分施設の方で処分をするという、それぞれレベルごとに処分する計画にしてございます。

さらに、レベルの低いクリアランスに関しては、これは平成17年の法改正で制度を作っていただきまして、適用第1号ということで、国の方法のまず認可申請を行いまして、平成18年からこの測定を開始しまして、国の確認を受けて、実際に搬出を行って再利用を現在行っているところでございます。

クリアランス対象物の当面の再利用先に関しては、その当時も議論になりまして、最初は原子力関連施設や電力関連施設での再利用を進めるということで、我々としてはこれらは再利用の実績を積んだ上で最終的にはフリーリリースを目指す予定となってございます。

現在までクリアランス金属の再利用実績といたしましては、既に出したクリアランス物を加工しまして、遮へい体を作って、東海村にありますJ－PARCさんの方に納入してございます。それから、PA向けということでベンチや応接テーブル、ブロックに加工しまして、構内及び関連の施設の方に配備をしているということで、もう一つ、例としては、今、核物質防護用のブロックについて作成しているところで、これについては、今年度中に構内に配備の予定でございます。

次に、放射性廃棄物でない廃棄物につきましては、今年度、制度化を明確にしてルールを作っていただきまして、放射性でない廃棄物の判断対象物を選定しまして、記録で判断をしまして、我々として自主的に念のための測定を行った上で、それ以外のものと混同しないように管理をした上で搬出していくというフローで自主的に判断をやっておりまして、これらについては、規制行政庁さんの方から、保安検査でその都度確認を受けているという状況でございます。

NR対象物の搬出。これは屋外配管の例でございまして、これは写真にあるとおり、撤去したものを判断した上で、念のための測定を行って、構外に搬出しているということで、昨年の9月からこれらの活動を行っている段階でございます。

以上、廃止措置、進めてございまして、今後につきましては、熱交換器の本体解体撤去工事を安全着実に進めていくということと、いよいよ迫ってくる原子炉解体工法の検討を着実に進めていきたいと思っています。

あと、熱交換器の解体撤去に伴って発生するクリアランスについても出ますので、これらについては、新たな認可申請を現在予定してございます。

それから、放射性廃棄物につきましては、適切に処理処分するための計画について現在も検討しているという段階でございます。

以上でございます。

どうもありがとうございました。

それでは、ただいまの説明に対しまして、御質問あるいは御意見、よろしくお願いいたします。どうぞ。

2枚目を見ていただきたいんですけれども、この下の「廃止措置工事全体概要」の一番下で、建屋の地下部分及び基礎部は撤去対象外」と書いてあるんだけれども、ここは埋め殺しですか。

今の計画では、汚染のないものについては。

埋め殺し。

はい。

ほかに何か。どうぞ。

解体撤去物と推定発生量の表があるんですけれども、これは、廃止措置に入られる前にどこかで推定された値があって、現在、多分半分ぐらい進められたということで、当初の推定と、実際にやっておられた結果の、増えたとか減ったとか、あるいはピッタリだったというあたりはいかがなんでしょうか。

これは確かにおっしゃるとおり推定発生量については開始前の推定量でございまして、今、着実に進めていて、ちょっと照合はしていないんですけれども、いずれかの段階で実際の量と照合はしようと思って。今、手元に、プラス、多少はあると思うんですけれども、どっちなのかなというというのはまだ集計していませんので、いずれかの段階で締めたいと思っています。済みません。

どうぞ。

熱交換器のジャッキダウン工法なんですが、今までPWRなんかの蒸気発生器の取替えでは、一体として放射性廃棄物の保管庫に収納していますね。今回、作業員の被ばく線量の低減という意味で、そういった方が望ましいとか、そういったような検討もした上でこういうぶつ切りにしたというお話でしょうか。

まだ熱交換器の交換については、PWR等については処分はされていないんですけれども、我々としては、最終的に処分できるような形で解体撤去するというためには、一体で処分するような制度がございませんので、こういった小割りにして、容器に収納して廃棄体を作って処分するということであれば、こういう小割りをするということで解体を進めていくという計画になってございます。

今の質問にも関連するんですけれども、これはもともとイギリスからの炉で、イギリスの廃止措置が余り進んでいないので、余りお尋ねしても情報がないかもしれないですけれども、イギリスの場合の蒸気発生器、プラントによっては全体から切り離して、屋外に転がっているのを見たようなことがあるんですが、特にイギリスでの今後の解体というんですか、熱交換器について、情報は特に何か。

イギリスもたくさんガス炉を持っておりまして、イギリス、フランス、ありまして、我々、今日は紹介していないんですけれども、いろいろ情報交換やっておりますけれども、やはり最終的に処分をするところと解体するところと密接に絡んでございまして、最終的な処分のやり方に応じてどういうふうに解体していくのが合理的かというのは決まってきておりますので、イギリスの方はまだ余りそこは一部進んで、進んでいる部分もあるんですけれども、はっきりしないところもあって、一部の解体をして、そのまま転がっているというケースはやはりありますね。我々としては、できるだけそういった中途半端で転がしておくのはよろしくないと考えて、処分に向けた解体を進めていきたいと考えてございます。

今、おっしゃるのは、アメリカのPWRでも同じで、蒸気発生器をそのままボンと処分しているというケースもありますから。

ほかに何か。どうぞ。

今後の軽水炉の廃止措置に向けて、原電さんが今の廃止措置計画の方針で、技術開発とか、技術の実証とか、そういった計画というのはないんでしょうか。

軽水炉とタイプが違うんですけれども、解体の工法とか、廃棄物の処分のやり方等については共通な部分がありますので、我々の中にちゃんとノウハウとして蓄積をして軽水炉につなげていきたいということで、技術の蓄積というのは、トップバッターの役割だと思っていますので、随時進めております。今日、細かいところまでは御紹介できないんですけれども、一つひとつの工法だとか、要は作業員の段取りも含めて、ノウハウというのは社内で蓄積をしているということでございます。

ほかはよろしゅうございますか。どうぞ。

建屋の解体は7年半先になりますけれども、建屋を解体する前提というのは、放射線管理区域の規制が外れた状態で解体に入るというイメージでしょうか。

イメージとしては、管理区域の解除をして、クリアランス以下になったことを確認した上で解体撤去にしないと、とてもじゃないですけれども、大変なことになりますので、そういう順序と考えております。

よろしゅうございますか。

それでは、よろしければ、次に、資料1-3、よろしくお願いいたします。

それでは、資料1-3に従いまして、「『ふげん』廃止措置の実施状況」ということで、日本原子力研究開発機構の清田の方から御説明させていただきます。

まず、「ふげん」の経緯でございますけれども、昭和53年3月に初臨界いたしまして、平成15年3月に運転終了してございます。約25年間の運転を継続した実績を上げてございます。

型式といたしましては、重水減速沸騰軽水圧力管型炉ということで、出力につきましては、先ほどのガス炉と同じような16万5,000kWになってございます。

昨年の2月に廃止措置計画の認可をいただきまして、20年度から廃止措置の工事をスタートしてございます。

1枚めくっていただきまして、「ふげん」のプラントの諸元が書いてございますけれども、基本的には、先ほど申しました圧力管、カランドリア管で原子炉が構成されるということ以外につきましては、原子炉冷却系、タービン系の温度条件、圧力条件等につきましては、基本的には国内のBWRと同じような仕様になってございます。

4ページのところに、概略系統図を書いてございますけれども、こちらのように、原子炉本体が圧力管型という以外のところですね。タービン系統の系統設備につきましては、BWRのプラント構成と同じような構成内容になってございます。

5ページでございますけれども、私どもの廃止措置の対象施設でございますけれども、こちらの方は、原子力施設全般、すべての施設を解体撤去するということにしてございます。ただ、先ほどのガス炉と同じように、汚染のない地下の建屋構造物、基礎は除くということになってございます。

基本的には、日本原子力発電さんの方から土地を借りて「ふげん」は作ってございますので、最終的にはそちらの方にお返しするという予定になってございます。

6ページ目のところに概略の工程の図で書いたものがございますけれども、4段階で廃止措置を進めることにしてございます。まずは、使用済燃料の搬出期間。こちらのときに使用済燃料の搬出と重水の搬出等を行いまして、一部タービン設備の解体撤去を進める計画としてございます。現在、この状況でございます。

その後、原子炉周辺の解体撤去を行いまして、3段階目に原子炉本体の解体撤去を行いまして、最終的には管理区域を解除した後に建屋の解体を行うという工程を考えてございます。

7ページ目が今後の概略の工程でございますけれども、最終的には、今の第4段階までの工事を平成40年度までで終了する計画としてございまして、使用済燃料につきましては、24年度末ぐらいを目標に、今、搬出作業を行っているところでございます。

8ページ目が「ふげん」を解体した場合の廃棄物の発生量でございますけれども、最終的に除染等を行いまして、放射性廃棄物として扱う物量としましては、約1万トン程度の物量を推計してございます。

9ページ目が現状の施設の状況でございますけれども、使用済燃料につきましては、現在466体、使用済燃料貯蔵プールの方に貯蔵してございます。これにつきましては、適宜私どもの方の再処理センターの方に計画的に搬出を継続してございます。

あと、減速材に重水を使用してございますけれども、こちらにつきましては、カナダの方の民間の電力会社でオンタリオ・パワー・ジェネレーション社というところがございますけれども、そちらの方に重水炉がございますので、そちらの方に計画的に搬出しているところでございます。

現在、施設の中には100％重水換算で77トン程度の重水が残留している状況でございます。

あと、施設につきましては、10ページのところに状況が書いてございますけれども、おおむね灰色のところの系統につきましては、水抜き、電源の解放、そういったところの休止措置がすべて終わっておりまして、現在、使用済燃料プールの冷却関係の施設、放射性廃棄物の施設とか放射線管理施設とか、そういったものを継続して維持管理しているところでございます。

プラントの方では、現在、第21回目の施設定期検査が継続して行われているところです。

11ページ目が今後の解体撤去工事の、これは廃止措置計画の方に記載してございます工事件名、全体で15件名の工事を今後進めることにしてございますけれども、現在、その1番目の原子炉冷却系の施設解体撤去工事を継続して行ってございます。

12ページの方に、20年度の工事の範囲を書いてございますけれども、タービン系設備の第3、第4給水加熱器と主蒸気管の撤去工事を現在ほぼ終了してございます。

13ページのところがその写真でございますけれども、タービン建屋の地下2階の給水加熱器及びその周りの配管撤去を昨年の末ぐらいにほぼ終了しまして、ほぼ機器類は撤去された状況になってございます。

現在、この跡地につきましては、解体撤去物等の処理等を行います仕分け分別のための装置を設置する作業を継続して行ってございます。

14ページ目がその給水加熱器の切断の状況でございますけれども、現在のところ、給水加熱器自体を細断まではしてございませんで、大きく3分割、2分割という形で切断してございます。機械的切断法とか、熱的切断法とか、そういったものを使って、いろいろなデータを蓄積している段階でございます。

15ページ目が汚染の除去工事と申しまして、いわゆる放射性物質を解体撤去前に除去する工事でございます。これについては5件ございまして、現在、重水・ヘリウム系の汚染の除去工事を行ってございます。

工事の目的でございますけれども、重水中にトリチウムという放射性物質が含まれてございますので、それの内部被ばくの防止、あと、腐食生成物による外部被ばくの防止という観点から除染ということを行っています。

現在の作業は、系統内に残留しています重水、おおむね推計で600リットルぐらい残っていると推定していますけれども、そういったものの回収作業、あと、トリチウムの除去作業を行ってございます。

17ページ目のところが実際20年度に実施している作業でございますけれども、重水循環ポンプのトリチウム除去工事作業と、あと、現在、左上の方にございますけれども、重水・ヘリウム系の残留重水回収のための準備作業をやっているところでございます。

18ページ目は、トリチウム除去の概略の方法でございますけれども、基本的には、乾燥装置を機器等に取り付けて、加熱とか真空引とか、そういったことをやって残留した重水を乾燥除去してやるという作業でございます。

私どもの方は、20年度から廃止措置の工事をスタートしてございますけれども、基本的には安全第一ということで、使用済燃料搬出期間の工事を継続していきたいと思ってございます。

以上でございます。

どうもありがとうございました。

それでは、御質問、御意見、よろしくお願いいたします。どうぞ。

トリチウム除去についてお伺いします。18ページです。通気乾燥とか加熱の乾燥とか吸引とかで、除染率が結果的にどのぐらいになるのかということと、除去中に放出されたトリチウムの回収というのはどういうふうになっているんでしょうか。

除染率につきましては、ページで申しますと、16ページにございますけれども、基本的には除染率というよりも、乾燥した後の作業のエリアのトリチウム濃度がどの程度まで下がるかということで、現在のところは0.8Bq／ccのエアーの濃度以下になるようなところまで残留する重水を除去するということで作業をやってございます。この程度の濃度以下にはなるということまで確認してございます。

あと、回収したトリチウムを含む重水につきましては、現在のところは、カナダの方に搬出する作業をやっていますけれども、その重水と同じように、重水として回収して搬出するということを計画してございます。

よろしいですか。ほかに何かございませんでしょうか。よろしゅうございますか。

それでは、よろしければ、続いて資料1-4について御説明をお願いいたします。

それでは、資料1-4の「浜岡発電所1、2号機の廃止措置について」ということで御説明いたします。

私、中部電力の原子力部の仲神でございます。よろしくお願いいたします。

「浜岡原子力発電所1、2号機の廃止措置について」ということでございます。既に新聞等で昨年発表させていただきましたとおり、昨年の12月22日でございますが、浜岡原子力発電所リプレース計画等についてということで、3つのプロジェクトについて発表させていただいてございます。浜岡1、2号機、これを運転の終了と、そのリプレースとして6号機の建設を計画いたします。それから、敷地内に使用済燃料の乾式貯蔵施設の建設を計画と。この3つのプロジェクトをもってリプレース計画等ということで昨年末に計画の発表をさせていただきました。

下の地図がございますが、海側から見て左側のところに1、2号機、これが廃止措置の対象になりまして、右側の6号機を新たに新設と。4号機の裏側になりますが、乾式の使用済燃料貯蔵施設を新たに建設するというものでございます。

1枚めくっていただきまして、1、2号機でございますが、昨年の12月22日に電気工作物の変更届出と原子炉施設の保安規定の変更認可ということで、この中で平成21年1月30日をもって1、2号機の運転を終了と。

それから、保安規定につきましては、電気事業法の方では発電設備から取り除くという手続をさせていただきまして、それと併せまして、原子炉等規制法の方におきましては、原子炉の運転を行わない。原子炉の中に燃料を入れて制御棒を抜いて臨界にしないということで、原子炉自体の運転も行わないということを規定いたしますために、保安規定の変更認可の申請を同日に行いました。これにつきましては、1月19日に国の方で認可をいただきまして、この運転終了日をもってこの運用に入ってございます。

現在、施設からは、使用済燃料等を搬出してございまして、今後、廃止措置の計画を進めていくということで、現在その計画の検討中でございます。

1、2号機でございますが、下の方に書いてございまして、1号機はBWRの電気出力54万kW、2号機は84万kWというものでございます。

1号機、昭和45年に設置許可を受けまして、49年に初臨界と。その後、平成13年の11月に蒸気凝縮モードの配管破断で原子炉を停止いたしまして、その後、定期検査を実施してまいりました。1月30日に発電設備の廃止ということでございまして、営業運転開始から原子炉停止まで27年間の運転期間でございました。

2号機につきましては、昭和53年に営業運転を開始いたしまして、平成16年2月21日、これは定期検査のために原子炉を停止し、現在に至っておりまして、1月30日に発電設備の廃止ということでございまして、こちらの方は平成16年までの期間で26年間の運転期間ということでございます。

5ページの方は、今後、廃止措置の計画を進めてまいりますわけですが、5ページの絵は、既に国の方でまとめていただいてございますBWRの標準的な解体、廃止措置のステップを書いてございます絵でございます。

このような標準をもとに、今後、1号機、2号機の廃止措置の計画を進めていくわけでございますが、6番目の資料でございますが、当面、廃止措置の計画につきましては、計画の進捗に合わせて段階的に認可を受けていこうかなということで、先ほど原電さん、「ふげん」さんの方からありました全体の廃止措置計画につきまして計画を定めるということではありませんで、段階的に認可を受けさせていただきたいということを今検討してございます。

今回は、実際に解体工事に着手するまで、まだ数年かかると考えてございまして、それまでに行うべき燃料の搬出、系統除染、その間の施設の維持管理といったことにつきまして、具体的な計画を定め、また全体のスケジュールにつきましては、この計画の中で述べるとともに、具体的事項につきましては、解体着手前までのやるべきことを具体的に記載した計画書として国に申請したいということで検討しているところでございます。

7ページは、まだ検討中の非常に粗いイメージでございますが、1号機も2号機も基本的に同じと考えてございますが、今後、関係機関、いろいろなところと調整して、具体的には決めていく必要があろうかと思いますが、おおむねこんなスケジュールで今イメージを描いているところでございまして、20年ぐらいのプロジェクトになろうかなと考えてございます。

今回の発表にもございますように、私どもとしまして、1号、2号、同時に廃止措置を行うということでございまして、出力も2つ合わせまして138万kWということで、大きな出力の軽水炉を2個同時ということで、国内での前例がこういった面ではございません。安全に廃止措置を行っていくということを実証させていただきまして、今後の原子炉開発にはお役に立てればと考えてございます。

それから、20年ぐらいかかろうかなと考えてはございますが、一つひとつ安全に行えるよう計画を現在検討しているところでございまして、まとまり次第、申請をさせていただこうと考えてございます。

以上でございます。

どうもありがとうございました。

それでは、御質問あるいは御意見。どうぞ。

2ページ目のスライドなんですが、この絵で見ますと、1、2号機の下の方に放水口というのがありまして、これは基本的に埋設されたものだと思うんですが、こういった埋設された汚染した配管であるとか、放射化した配管というのが、原子炉建屋の外側に埋まっているということが原子力発電所ではあるんでしょうか。基本的なことで済みません。

汚染した配管が外に埋まっているかということだと思います。基本的にはないと。建屋の中にあると。放射性物質、液体廃棄物を処理いたしまして、この放水路の方に放水することでございますが、これまでわずかに放射性物質を伴った液体を放出したことはございますが、放水ラインの方、汚染した状態とは考えてございませんが、この辺、評価いたしまして、汚染しているかどうかということは今後判断していく必要があると考えてございます。

よろしゅうございますか。ほかに。どうぞ。

使用済燃料の貯蔵施設を新設されるということなんですけれども、これは1、2号機の燃料を入れるということだと思うんですけれども、現在の貯蔵容量が足りないという意味なのか、あるいは安全性でということなのか、あるいは新しくつくられる6号機との関係があるのか、ないのかとか、ちょっと教えていただけますでしょうか。

この新しい乾式貯蔵施設、全部で700トンぐらいの貯蔵施設を計画してございますが、入れる対象物といたしましては、1から5号の使用済燃料を今考えてございます。1、2号機にもまだ燃料が入ってございますので、この燃料は4号、5号にも持って行けるようになってございますが、ゆくゆくは乾式貯蔵施設も活用しながら、最終的には再処理工場の方に送りたいということです。

以上でございます。

よろしいですか。ほかに何か。

先ほど最後に述べられたことなんですが、こういう廃止措置の対象はツインプラントと呼んでいます。アメリカでは、ツインプラントの片方が停止して、片方はまだ運転していると。ツインを同時に解体するために、片方を安全貯蔵にして待っているというケースは聞いたことがあって、現実にそういうのはあると思います。多分世界的にもツインプラントは、今回の場合完全なツインではなく、大きさがちょっと違いますけれども、それを同時に行うという例は、私の記憶では多分今までなかったんじゃないかと思うんですが。

明確に今手元に情報がありませんが、記憶している範囲で言いますと、ドイツのたしかグライフスバルトが6個一遍にというのがあったと思いますが。

あれはツインよりもっと大きくて。

ほかは正確に記憶はございません。

あれは大きなものをやっています。全部で8基ぐらいありますかね。運転していないものもありますからね。ツインというイメージではなかった。どうも失礼しました。

ほかに。よろしゅうございますか。

それでは、どうもありがとうございました。

では、次の議題2にまいりたいと思いますが、議題2は、今後の安全規制支援研究の進め方でございます。この議題は、審議事項となっておりますので、よろしくお願いいたします。

資料番号とは逆になりますが、これまでの経緯を知っていただく上で、資料2-2の「これまでの安全規制支援研究の実施状況について」、これを最初に原子力安全基盤機構から御説明をお願いしたいと思います。その後、続けて、事務局と原子力安全基盤機構から資料2-1、廃止措置に関する次期5ケ年の安全規制支援研究計画について説明をお願いしたいと思います。一通り説明をしていただいた後で質疑応答と次の5ケ年の研究計画について御審議をいただきたいと思います。

では、最初に、資料2-2の御説明をよろしくお願いいたします。

原子力安全基盤機構の井口です。よろしくお願いいたします。

これまでの安全規制支援研究の実施状況ということで、目次にありますように、全体の概要をかいつまんで御説明させていただきます。

3ページに廃止措置研究に関する経緯というのがございますが、平成18年までに電中研さんの環境影響評価技術調査とか、旧原研、現在のJAEAさんの発電用原子炉、あるいはサイクル施設の調査ということでいろいろ研究がなされてきましたが、19年度からJNESの交付金事業ということで統合されて進められてきております。

4ページにありますように、調査の概要ということで、廃止措置計画認可制度への移行に伴いまして、東海炉、「ふげん」といった実績を踏まえまして、課題の解決及び制度の定着、高度化ということを目指して、5ページの上にあるような全体の目的と書いてありますが、ここにあるような項目で研究を進めております。

幾つかありますが、青い字で書いてあるところが具体的な項目でございまして、原子炉につきましては、解体時の環境影響評価ということ、リスクレベルに応じた基準整備調査、それから、サイクル施設につきましては、特にウラン取扱施設でございますが、安全確保の要件の検討とかを行っております。

それから、長期的な課題としまして、サイト解放基準ということ、管理区域の解放を含むわけでございますが、この確認手法の整備といったことをやってきております。後の方で少し補足したいと思います。

6ページに工程ということで、19、20年度という期間で検討を進めてまいりまして、今後に向けて今回再検討ということでございます。

7ページ以降、少し、個々の状況について補足説明をさせていただきます。

環境影響評価というところでございますが、解体時に粉塵が飛散しますけれども、それは環境にどう影響するかという検討でありまして、これにつきましては、実機のデータを取得すると。そして、ホット試験でございますので、その各種の移行挙動をデータをとりまして、安全裕度を確認するというような試験でございます。

具体的には8ページにありますような流れでやっていまして、過去、電中研さん、NUPECでコールド試験がありましたけれども、並行してジルコニウム合金でのコールド、ホット試験がございました。その後、19年度からJAEAの原科研でのホット試験、それから、右上にあります東海発電所で実際の解体時のデータ取得。昨年12月に「ふげん」でのホット試験といった形でやっております。

9ページの上にポンチ絵がございますけれども、左下にあるような、配管等を切断したときの粉塵をサンプリング装置でとるというような試験でございます。

ちょっとした成果の例ということで10ページに示してございますが、核種に応じて挙動が違うのではないかというところを見ておりまして、この場合、ニッケルとコバルトにつきまして、粒径別にその分布を比較したという試験データでございます。

この結果ですと、小粒径ですと放射能の濃度が高くなるというような傾向もあるんですけれども、HEPAフィルタの性能と粒径の重量分布とを考えれば、特に問題ないといった結果が出ております。

11ページでございますけれども、これは東海の例ということで、蒸気発生器の切断時のデータをとっております。

12ページにその一例でございますが、CS-137という核種がございまして、これは気化しやすいということで、コバルトと比較すると4倍ぐらい濃縮されるといった傾向が出ているというデータをとっておりまして、13ページにありますようなまとめをしておりますけれども、核種によって幾つか挙動が変わってくるものがありますけれども、現状、予測の範囲といったところかと思います。

それから、14ページ以降、リスクレベルに応じた基準整備調査ということですけれども、15ページにリスク評価手法の整備ということで書いてありますが、ここの図にありますような解体時のリスクとは何かといった挙動を整理して、16ページにちょっと書いてありますけれども、アプローチといった形で4つぐらいのアプローチで検討を進めております。

17ページに簡単な評価結果が示してありますけれども、廃止措置のリスクを調べますと、最大の被ばくでも100マイクロ程度ということで限られているということで、運転時のような頻度がまれな高ハザードの事象はないといった特徴があります。

このような特徴を踏まえまして、18ページにありますように、解体工事、施設の維持管理といったときに、リスクレベルに応じた管理を行おうといった検討を今しておりまして、具体的にはインベントリとか汚染の状態、解体方法、設備の機能、こういったところを重要な要素を勘案すれば、適切な管理が行えるのではないかと考えているところでございます。

ちょっと飛ばしまして20ページが核燃料サイクル施設の廃止措置調査ということで、ウラン取扱施設につきまして、これは廃止措置が見込まれるということでやっておるんですけれども、検討の流れということで21ページに示してありますが、どういうところが課題かというところを抽出しまして、安全確保の要件といったところをまとめつつあるところでございます。

22ページにちょっと細かいですけれども、どういう機能管理項目があるかといったところを例示しております。

23ページにございますように、成果としまして、ウラン取扱施設では、核燃料物質の管理が重要。あるいは臨界管理に留意する必要がある。それから、ウランでございますので、α核種について被ばくとか廃棄物管理上の留意が必要といったところをまとめているところでございます。

最後、4つ目のサイト解放基準、管理区域解放を含むものでございますが、将来のこういう管理区域サイト解放の要件を検討しております。

25ページの上にありますように、日本の原子力施設は、海外の事例に比べまして、運転中も管理はしっかりしているということで、サイトの汚染というのは非常に限られていると。サイトというのは土壌でございます。そういうことを前提に検討を進めているところでございます。

例えばということで、26ページに示してありますように、40年間安全委員会の示した通常の想定放出量を考えても、サイト解放をしても、被ばく計算値としましては、1.8μSv非常に少ない値になっておりますので、こういう管理をしていれば、将来想定されるサイト解放基準よりも十分低いということが言えるということがわかっております。

27ページにございますように、実際の土壌も敷地を測定したりしておりまして、核実験等のフォールアウトがございまして、特にCS-137といった核種が観測されております。このような核種につきましては、バックグラウンドとして非常に留意する必要がある。このような研究をしてきております。

あと1つは補足でございますが、29ページにありますように、JNESといたしましては、保安院さんと協力しまして、IAEAやOECD／NEAの廃止措置に関する会合等に参加して、いろいろ情報を得て、国の意見を反映したりしているといった状況でございます。

以上、簡単ではございますが、御紹介を終わります。

どうもありがとうございました。

それでは、次に、資料2-1「廃止措置に関する次期5ケ年の安全規制支援研究計画」、お願いいたします。

では、資料2-1「廃止措置に関する次期5ケ年の安全規制支援研究計画（案）」について説明させていただきます。

1.として、これまでの経緯と現状認識ですが、先ほど資料2-2で説明しましたように、廃止措置に関する安全規制支援研究は、平成9年度から今説明されたように実施してきております。

原子力安全委員会は、平成17年度から平成21年度を対象とした「原子力の重点安全研究計画」において、安全規制の向上に向けていろいろ研究の重点的に進めるべき点とか、推奨しているのですが、その中でも廃止措置終了後の敷地の解放のあり方に関するものが重要としております。

他方、廃止措置安全小委員会が平成16年12月9日の「原子力施設の廃止措置規制のあり方について」という報告の中で、廃止措置の終了後の土地及び残存する施設の利用形態も考慮して、被ばく管理上問題のない放射能レベルの基準、確認手法について、国際機関での検討や諸外国の先進事例も参考に今後具体的に検討を行う必要があると指摘しております。

原子炉施設の廃止措置については、東海発電所や「ふげん」が、先ほど説明がありましたように、廃止措置計画が出されておりまして、認可した実績がございます。これらをもとに、現在、原子炉の廃止措置の計画についての原子力学会の標準の改訂が検討されております。

核燃料サイクル施設の廃止措置については、これまで実績がありませんが、日本原子力研究開発機構の中期計画、これは平成17年10月から平成22年3月なんですが、その中において、人形峠のウラン濃縮原型プラントについては、この中期計画の期間中に廃止措置に着手するとしております。

核燃料施設の廃止措置は、原子炉施設とは異なった基準等の整備が必要と考えられますので、廃止措置計画の審査基準の整備などの準備が必要と考えます。

2．といたしまして、安全規制支援研究についての基本的考え方でございますが、今後の廃止措置に関する安全規制支援研究については、事業者の計画などを考慮して、現時点での規制側のニーズを明らかにし、これに沿って計画していきます。

原子力安全委員会では、現在、次期重点安全研究計画、これは平成22年度から平成26年度の5年間の計画ですが、これの検討が開始されています。そこで、原子力安全・保安院において、当分野で実施している規制支援研究に関しては、この次期重点安全研究計画の検討に資するため、いま一度規制ニーズを明確にした上で、次期規制支援研究計画、平成22年度から26年度の策定を行うこととしたいと考えます。

これらの検討を行いまして、今後、小委員会において議論された内容については、事務局から安全委員会に対して適宜報告していくこととしたいと考えます。

3．今後の検討の進め方ですが、安全規制支援研究については、本日の議論を踏まえて、次回の当小委員会で報告書案として取りまとめ、これは6月ごろをめどとしたいと思いますが、パブコメを経て、最終的な報告書を取りまとめることとしたいと考えております。

次に、次のページの線表ですが、廃止措置の安全規制支援研究に係る保安院のニーズでありますが、原子炉施設の廃止措置に関わる動向を見れば、つい最近、先ほども説明がありましたように、浜岡1、2号がこの1月をもって運転を終了しました。また、敦賀1号機については、平成22年に運転を停止すると言われています。それぞれに対応しまして廃止措置計画が出され、認可が行われます。これらの時期をにらんで、先ほども申しましたように、保安院は、原子力学会の廃止措置に関する標準をエンドースして、廃止措置計画の標準審査要領として活用したいと考えています。

サイクル施設の廃止措置に関しては、人形峠のウラン加工施設の廃止措置計画がいつ出されるか明確ではありませんが、現在のところでは、平成22年から23年にかけまして、原子炉施設と同様に、サイクル施設に関する学会標準をエンドースしたいと考えています。

廃止措置終了後の敷地の解放のあり方、いわゆるサイト解放基準については、東海発電所の廃止措置の動きに併せ、原子炉領域解体撤去が始まる時期までに、終了確認の基本的考え方をまとめ、この結果に従いまして、終了確認基準の具体化の検討を進めたいと考えています。

また、サイト解放に関して、汚染確認に関わる動向調査や、諸外国の動向調査は、継続的に続けたいと考えています。

また、廃止措置から出る解体廃棄物については、廃棄体確認の時期をにらみ、廃止措置の手順や方法を踏まえた確認方法の検討を実施したいと考えています。

次に、もう少し具体的な研究計画について、原子力安全基盤機構から説明してもらいます。

引き続き御説明いたします。

横表にございますように、廃止措置の安全規制支援研究に係る研究項目ということで、先ほどのニーズを表にしたものでございまして、一番左に項目がございまして、ブレークダウン、それから、必要な検討項目といった形で書いてございますが、これは基本的に法令に示されているニーズということでございます。

研究項目につきましては、学会標準の技術評価とエンドースといったもの、それから、サイト解放につきましては、汚染確認方法の動向等につきましては、先ほど説明があった項目かと思います。

それから、解体廃棄物の管理につきましては、廃止措置時の確認要領の具体化といったことで考えておりまして、これを受けまして、一番右端にありますJNESが実施すべき支援研究の項目ということで示してございます。これにつきましては、パワーポイントの方で御説明をしたいと思います。

パワーポイントの方で、次期5ケ年の計画案ということでお示ししております。

2ページにありますように、研究項目ですが、今御説明した大きく分けて4項目ということになっております。個々の項目については、3ページ以降にございます。

3ページの原子炉に関する計画の認可基準ということでございますが、これは基本的に原子力学会標準のエンドースということがありますので、今までの(2)にありますけれども、知見の整理・蓄積をもとに、JNESが技術的な支援を実施するということでございます。

それから、(2)でございますが、JNES等の今までの事業での調査結果、東海発電所、「ふげん」での認可実績、学会標準等の廃止措置計画の審査に資する知見の整理を行いまして、あるいはまた国際動向の調査を継続しまして、継続的に知見を蓄積していくということを考えております。

それから、次に、廃止措置計画認可基準のサイクル施設でございますが、これも基本的には同様でございますが、エンドースを目指してJNESが支援を実施するということ。

それから、知見の整理・蓄積としまして、今までの事業での調査結果について、将来の審査要領に資する知見として整理する作業を行うとともに、国際動向等の調査も行うといったことでございます。

それから、廃止措置計画の事前の分析・評価ということでございますが、サイクル施設につきましては、まだ申請実績がないということでありますので、事前に必要な分析を必要に応じて実施すると。具体的には、安全確保の要件に関する課題と、技術的に検討が必要な事項を抽出しまして、この検討事項について分析・評価を行い、審査に反映する。それから、ここからもいろいろ知見が得られますので、そういう知見についても蓄積していくということでございます。

5ページのところに、今の御説明した流れということで書いてありますが、既往の安全研究がございまして、廃止措置の認可実績がございます。今後、エンドース、右端に学会標準とありますけれども、それに向けて分析・評価をしながら知見の整理・蓄積をしていき、将来は廃止措置として反映するといった流れでございます。

6ページのサイト解放基準（管理区域解放を含む）でございますが、1つ目は、汚染確認方法の技術動向調査、検討ということでございますが、これにつきましては、将来の廃止措置時における管理区域・サイト解放確認基準の具体化を行うとともに、廃止措置時の施設管理への反映事項を取りまとめる。また、この検討に資するため、汚染が想定される場合の確認のあり方について検討を行うということ。

それから、2つ目としまして、JNESにおきまして、管理区域・サイト解放を含む海外の廃止措置の最新の規制動向について調査を行う。

それから、終了確認基準の具体化としまして、上記の検討結果を踏まえまして、終了確認の基本的考え方をまとめまして、確認基準の内規化を目標に作成するということでJNESが技術的な支援を行います。

7ページにサイト解放、施設及び敷地の解放についての概念図がありますけれども、この図そのものは前回の小委員会でも出ていたかと思いますけれども、廃止措置終了確認につきましては、それの前提となる管理区域の解放といったところもございます。こういうものを併せて手続として考えていかなければいけないというところであります。

再使用の形態としましてはいろいろな場合が考えられるということで、日本では継続的利用が主かと思いますけれども、本当のサイト解放、条件付きなのか無制限なのかといった考え方、こういうところも整理していくということになるかと思います。

それから、8ページ目に解体廃棄物の管理要領というのがございます。いろいろな廃棄物が今後処分されていくわけでございますが、特に余裕深度処分すなわち炉心等廃棄物、極低レベルすなわちトレンチ処分といったものが新たなニーズとして上がってきておりますが、将来そういう廃棄物の破棄体確認を行うに当たりまして、廃止措置の時点からいろいろなデータを取得していく必要があるのではないか。あるいはサンプリングをしていく必要があるのではないかといった考え方につきまして、検討を行うといった内容になっております。

最後のページは、支援研究の次期5ケ年の計画ということで、基本的には、先ほどのニーズと同様でございますが、サイト解放、あるいは解体廃棄物の管理要領といったところが主となりまして研究を実施していく。それに従いまして、原子炉サイクル施設について、知見の整理、知見の蓄積をしていくということで考えているところでございます。

以上でございます。

どうもありがとうございました。

それでは、時間の関係もございますので、質問も御意見も併せてお伺いしたいと思いますが、何か御質問あるいは御意見。どうぞ。

井口さんから御説明いただいた方で、このスライドの6枚目ですか、研究内容のあたりに関わるんですが、1つは、サイト解放というものをどうとらえるかというのは、今後非常に大きな課題だろうと思っております。管理区域の設定基準というのは既にきちっとできているわけで、これを使えば、サイト解放というものはある程度カバーできるというのは今までの経験ですね。例えば、JPDRのケースですとそうですね。改めてここでサイト解放というものをやろうとすると、実はサイト解放という概念が、アメリカあたりの汚染土壌をクリーンアップするという方からきている歴史的経緯があって、デコミッショニングと直接はつながっていない部分があるんですよ。そこは十分注意しないと、デコミッショニングが終わったという土地を全部サーベイしなければいけないという話になって、しかも、それをいざサーベイするときはバックグラウンドがないわけですから、何が正しいかというデータは非常に取りにくい状況になるというところは今後注意する必要があるのではないかと思っております。

それから、もう一つ、大切なのは、研究というか、規制上重要なのは、各作業単位における作業者の被ばく評価、あるいは一般公衆被ばく評価という課題があるわけで、これについて、今日御説明いただいた中では余りはっきりしていないところがあるので、多分今後こういう作業をするときの作業単位、例えば、あるものを解体撤去するときにどれぐらい被ばくが出るか、生ずるかというようなところを正確に、それはもちろん解体計画の方で書いてくるわけですが、期待されるわけですけれども、それを評価できるバックグラウンドというのが必要だろうということで、これは実はコンピュータプログラムでそういうものがいろいろ試されているわけですけれども、そういったものを有機的に使えるような姿というのが必要ではないかと思っております。

どうもありがとうございました。

サイト解放というのは以前からいろいろ議論があって、今御指摘のように、サイト解放ということをどう考えるかという考え方の整理をまずはやっていただくということが非常に重要かなと。というのは、海外では基準が決められている国もあって、そういうのがいろいろ出てきますから、じゃ、日本はどうなんだと言われたときに、日本はこういう考え方ですということを明確に示していくことが非常に重要ではないかということがあると思います。

それと、あともう一つは、これは多分ここでは、いわゆる炉の廃止措置ということを念頭に置いて考えられると思うんですが、サイト解放ということになれば、解放したサイトというのは、原子炉以外にも例えばサイクル施設のサイト解放ということもあり得るわけですし、もっと言えば、障害防止法で管理される領域もあり得るわけですね。大きさはいろいろ違うとは思うんですが、そういう管理される規制が違っているものについても、横目に見ながら議論していだたくということが必要で、どこかでドンと決まってしまうと、ほかのところが全然状況が違うのにもかかわらず、それが影響を受けてしまうと。そういうことがないように、多重規制問題というのが今ほかでもありますけれども、ここにも少しそういうところが絡んでくるかなと思います。ぜひその辺も含めて、視野に入れながら御検討いただければと思います。

ただいまのところに少し関係すると思うんですが、資料2-2の26ページのところなんですが、これまでの整理ということで、これはこれでよろしいかと思うんですが、サイト解放というのを考えるときに、今、先生おっしゃいましたように、いろいろなバランスを考えるのが非常に重要だと私も思っております。特に、どこまで最適化をしていくかという部分ですね。この絵を見てしまいますと、下は10μSvまで最適化をしていくようにも読めてしまうんですが、ここはちょっと微妙なところが私はあると思っておりまして、例えばクリアランス、日本もRS-G-1.7というIAEAの値を採用したわけですが、あれもレベルを導出するときに、10μSvという基準線量、これは大事なものがあるんですが、現実的なシナリオでない、発生確率の低いシナリオについては、1ミリSv／yというのを基準にしてレベルを導出しているというバックグラウンドがあるわけですね。そういう意味では、どこまで最適化していくかというそのあたりは、グラデーションがかかっているようなイメージでとらえる必要があると思っておりまして、そういう意味で、この扱い、特に海外の調査をされるということですので、海外の事例、IAEAの事例、そういうものとのバランスというのはとれそうな気がいたしますが、一方、国内でも、今、昭和62年でしょうか、放射線審議会の方で規制除外線量というのが考え方として示されておったと思うんですが、それも今、少し検討する動きがあるやにも聞いておりますので、そういう意味では、国外のみならず、国内外のバランスも見ながら、こういうところを是非御検討していっていただければと思います。

以上です。

長年の懸案であるというのは、いろいろ難しい問題を含んでいるということの裏返しでもありますから、いろいろ調査をして、きちっと論点を整理していただくことは非常に重要かなと思います。どうぞ。

今のに付け加えて。いわゆる廃棄物の埋設処分との関係もあるものですから、今のところだけもう一つ付け加えておきたいと思います。

私の立場であれしますと、私が一番気になるのは、廃止措置計画なんですよ。結局、今、もちろん保安規定とか云々もあるんですが、廃炉関係は、廃止措置計画というのを作っていただいて、これがメインなんですね。本当にこれでよかったのかどうかと。原電さんの東海は途中からこれをやるんですが、本当にスムーズにできたのかどうかという検証をやっていただきたい。例えば廃止措置計画、分割申請、分割認可を認める云々、あるいはもっと大きな分野で認めて、それを分割していくとか、いろいろなやり方が考えられたんですけれども、そこはあいまいなままでこういう廃止措置計画という認可、処分にしたわけですね。これが本当にうまくスムーズに流れているのかどうかというのを私は是非原電さんから事情を聞かれて、役所としては見直された方がいいんじゃないかなと思います。

今のお話は、この研究計画の中で、それも含めてやれとおっしゃっていると解してよろしいですか。

私はまさに実態と合っているのかどうかですね。いわゆる解体の過程、これはもちろんいろんな過程があったんですけれども、それと許認可が合致していたかどうかということの検証はやられた方が今後僕はいいと思います。

ただ、時間的なことがあって、これは一応4年ないし5年の計画で、原電さんの全体の計画でカバーし切れるかどうかという問題はありますけれども、まず、実際に行ったところをフォローしてみなさいということになりますかね。特に規制側としては何かありますか。

貴重な御意見だと思います。この小委員会ですごく大きな議論をしていただいて、平成17年12月に炉規法を改正して、廃止措置届というものから廃止措置計画認可というスキームを取り入れさせていただいたわけなんですけれども、基本的に、私どもとしては今、そのときの報告書でもフレキシブルな扱いをしろという御指摘もいただいていて、現場としてはうまく回っているかなと思っております。ただ、この検討を進める中で、原電さんからお話を聞いて、現場として何か困っていることはないかということはお聞きして検証していきたいと思います。

それから、委員長を含めて、いただいた御指摘はもっともだと思いますので、特にサイト解放の件は、保安院だけで決めればそれでよしというものではないと私自身も思っておりますので、場合によっては実績がある文科省とも相談し、さらには安全委員会とも御相談をしながらということが必要だと思っています。

ほかに何か。時間が大分予定より遅れておりますけれども、これは非常に重要なことですが。特によろしゅうございますか。

それでは、今、いろいろいただきました御意見をもとにいたしまして、これを踏まえまして、次期5ケ年の計画につきましては、事務局において報告書の案を取りまとめていただき、次回の小委員会に出していただいて、そこでもう一度議論をさせていただくということにいたしたいと思いますが、よろしゅうございますでしょうか。

それでは、どうもありがとうございました。

それでは、次に、議題の3-1「原子炉学会標準の改訂と対応方針について」に移りたいと思います。

先ほど安全規制支援研究の課題のところで、廃止措置に関する原子力学会標準のエンドースについて御説明がございましたが、現在、日本原子力学会で改訂作業を実施している学会標準に関するこの議論は審議事項ということになります。それでは、事務局から御説明をお願いいたします。

それでは、資料3-1「日本原子力学会標準『原子力施設の廃止措置の計画と実施：2006』の改訂と対応方針について（案）」に基づいて御説明させていただきます。

まず最初に、今回の学会標準改訂の目的ですが、現在、原子力学会では、原子力施設の廃止措置の計画と実施：2006、こちらは2006年に制定されたものですが、このうち、廃止措置計画申請書の申請に関する第4章の規定の記載部分につきまして、これまでの原電東海、あるいは「ふげん」の認可実績を踏まえまして、改訂作業を行っております。

具体的には、廃止措置計画の認可申請書としてどのように記載、最低限記載しなければならないことは何かですとか、記載していることが望ましいことは何か、どの程度の深さまで記載すべきかなどということについて、どの程度記載すれば、技術基準や基本的考え方の留意点に適合するかがわかるように改訂するとしてございます。

また、今回の改訂では、実用発電用原子炉施設など、こちらの方は実用発電用原子炉施設等研究開発段階用原子炉施設、こちらの方は「ふげん」をターゲットにしていたようですが、これに対して性能規定化されている技術基準への適合性の観点から、国の技術評価を主な目的として廃止措置計画認可申請書の申請に関する規定について、実用発電用原子炉施設とそれ以外の施設に記載を分離して別の章とするとしてございます。

この学会標準の改訂のスケジュールですが、この4月あるいは5月ぐらいから学会の方で公衆審査を始めます。その後、今年の7月ごろまでに発行したいとしているそうです。これに対しての保安院としての対応方針ですが、廃止措置安全小委員会のもとに技術評価WGを設置いたしまして、この学会標準のうち、実用発電用原子炉施設及び研究開発段階用原子炉施設の部分についてエンドースしたいと考えてございまして、この学会の方での公衆審査が始まると同時に、WGで予備的な検討を始めまして、学会標準として発行された段階で改めてエンドースに向けた検討を実施したいと考えてございます。

当小委員会といたしましては、この検討結果の報告を受けまして、廃止措置計画認可の審査要領としてエンドースすることを検討いたしたいと考えてございます。

続いて、廃止措置技術評価WG、仮称でございますが、この委員の案をこちらの方に記載してございます。本日欠席となっておりますが、小佐古委員に主査をお願いいたしまして、金澤委員、川上委員、工藤委員、高木委員、田中委員にWGのメンバーといたしまして、技術評価を行っていただきたいと考えてございます。

また、技術評価の手続及び確認事項について、5．の方に示してございますが、技術基準などの規制基準に対応する具体的な規定となることを企図して策定された学会などの民間規格について、規制当局として規制上の要求を充足するものかどうかの技術評価を行うに際しましては、次の条件を満たしていることを確認する。

(1)といたしまして、規格の策定プロセスが公正、公平、公開を重視したものであること。この策定に際してのメンバー構成、議事の公開ですとか、公衆審査の実施、策定手続の文書化などについて確認すると。

その次に、技術基準やその他法令又はそれに基づく文書で要求されている項目・範囲において対応がとれていること。

(3)といたしまして、技術基準で要求されている性能を達成するための必要な技術的事項につきましては、具体的な手法や仕様が示されていること、その他法令又は法令に基づく文書で要求される事項を達成するための必要な技術事項については、具体的な手法、仕様、方法や活動が示されていること。

(4)といたしまして、民間規格に示されている具体的な手法、仕様、方法や活動について、その技術的妥当性が証明され、また、その根拠が記載されていることということを確認するとしております。

また、海外規格が我が国の民間規格に取り込まれた場合には、上記の条件に加えて、オリジナルの海外規格との相違点や我が国の規制基準で要求する性能との関係も検討・評価するという形で技術評価を行っていきたいと考えてございます。

以上です。

どうもありがとうございました。

それでは、ただいまの説明につきまして、御質問あるいは御意見、よろしくお願いいたします。何かございませんか。

私の理解では、保安院の立場としては、民間基準といいますか、学会標準、こういうものがあるものについては、極力これを活用していくというのが基本的な方針であると伺っております。しかしながら、原子力学会でいろいろな標準、基準を作っておられると思うんですが、まだエンドースされた例がないんじゃないですかね。ひょっとするとこれが一番バッターになる可能性があります。機械学会はあるんですけれども、原子力学会ではたしかなかったと思いますね。そういう意味で、廃棄物のところの報告書にもこういう民間基準を活用するという一文は入っているんですが、まだ廃棄物ではできておりませんし、これが最初になると思いますので、是非エンドースがきちっと実行できるようなプロセスを確立していただくということが重要かなと思っています。

ほかに何かございませんでしょうか。よろしゅうございますか。

それでは、先ほど事務局から御説明がありました廃止措置技術評価WGの設置につきまして、御了承をいただいたということでよろしゅうございますでしょうか。

どうもありがとうございました。では、そのようにさせていただきたいと思います。

本日、御欠席ではございますが、小佐古委員に主査をお願いしておりまして、工藤委員には委員をお願いいたしておりますが、いずれも内諾は得られているということでございます。WGについては、委員長の指名ということでございますので、私の指名ということで、この構成員については、お手元の資料のような形にさせていただきます。どうもありがとうございました。

それでは、引き続きまして、資料3-2、その他に移ります。その他では、発電設備の総点検を受けた再処理施設等サイクル関連施設及び廃止措置段階の施設保安規定の対応のための省令改正について。これは報告事項でございますが、事務局から御説明をよろしくお願いいたします。

それでは、資料3-2、それに続きます3-2-1、3-2-2、この3つの資料に基づきまして御説明させていただきます。

まず、資料3-2でございますけれども、平成18年に発覚しました発電設備に係るデータ改ざん、あるいは必要な手続の不備等に関しまして、電力会社に対する総点検を実施して、表題にあるとおり、平成19年4月20日に総点検に関する評価と今後の対応ということで省令改正等を行っているものでございます。

これは、実用発電用原子炉に対応するものと、研究開発炉に関するものでございますけれども、それ以外の、※印でございますとおり、加工処理、再処理、使用済燃料貯蔵、一種・二種の廃棄物埋設、廃棄物管理、こういったサイクルの事業につきましては、特段データ改ざん等の事案がございませんでしたので、これまで省令等の改正を行ってきませんでしたけれども、検討は行っておりました。その結果、先ほどの実用炉の方で対応された要求事項のうち、保安に係る、例えば技術情報の共有ですとか、あと、作業手順書など文書体系の整備、あるいは安全文化の醸成といったことにつきましては、従来から行われてきたものでございますけれども、省令で明確化するということで、これらサイクル施設についても保安の確保において有効と考えられるということで対応をとるということにしてきました。

今般、六ヶ所再処理施設のアクティブ試験の進捗ですとか、あるいは使用済燃料貯蔵の事業許可申請、さらに「ふげん」の廃止措置といったものがございましたので、こういった要求事項を明確化するということで省令改正を行うとしたことでございます。

その概要でございますけれども、後ろのページ、2枚目をめくっていただきますと、番号が1番から13番まで振ってございますけれども、これらの実用炉の方で要求した事項、これにつきまして、それぞれの規定の趣旨ですとか、関連の事業から廃止措置段階の原子炉施設に対して要求を行うことを必要性について検討を行っております。

廃止措置につきましては、一番左の四角の中に(2)から(9)につきましては対応すると。なお、(10)から(13)の項目につきましては、既にこれは実用炉と共通の規定の項目になりますので、これは対応済みということで、検討状況は以下のとおりというのがございますが、それの2つ目にございますけれども、(1)から(10)を廃棄施設、(2)から(9)は廃止措置の段階にも適用すべきもの。それから、一番上の主任技術者の位置付けでございますが、原子炉主任技術者については、運転中のものに対応するものでございますので、これは廃止措置の段階では不要と。

それから、(9)でございますけれども、これは不適合事象があった場合の根本原因分析でございますが、原子炉施設に係る検査のあり方を検討する会議で検討してきたことを総点検を機に制度化するということで、そのガイドラインについて、次の資料でございます3-2-1、こちらの方に概要を示してございますが、これまで1．から5．ございますが、平成16年に原子力安全委員会の方で決定がなされて、JNESの方で19年6月にガイドラインを示した形、さらに、それを19年12月にNISA文書、保安院から発行する文書として発出しておりまして、その内容を見ますと、原子力施設一般に適用できるものが検査のあり方検討会で検討したものでございますけれども、その検討の経緯につきましては、裏のページにございまして、第20回から第23回まで、それぞれ検討を続けておりまして、最終的に一番下の○でございますけれども、安全管理技術評価WGとか品質保証サブWGの方で検討して小委員会に報告して、検討がなされてきたものでございます。

また表の方に移っていただきますと、そういったものの検討を踏まえたものでございますし、それをしっかり検討することで、サイクル施設への検討の可能と考えてございます。

最終的に19年8月に実用炉則の方は改正されまして、省令の改正が行われました。

この規定でございますけれども、品質保証を規定しますJEAC4111-2003の追補版というのが19年12月に出されておりまして、そこで根本原因分析が追加されてございますので、既にこのJEAC4111というのはサイクルの事業者にも適用されてございますので、これが適用されれば、そのまま自動的に根本原因分析についても適用するという形になろうかと思います。

恐縮でございます、また最初の資料3-2の1枚目裏のところに移っていただきまして、先ほど申し上げましたとおり改訂をそれぞれ今後、省令改正を行いまして、一番下の3．スケジュールがございますけれども、昨年の12月に公布を行いまして、本年4月1日に施行を行うという予定になってございます。

なお、資料3-2-2でございますが、こちらは原子力発電所保守管理規定及び保守管理指針でございます。これは、運転中の原子炉のみでなく、廃止措置の段階におきましても、必要な機器というのは保守をしっかりやる必要がございまして、これまでに実用炉の方は検査の在り方で見直しを行っておりまして、運転中の保守管理とか、検査制度の見直しをずっとやってきていて、こういった保守管理規定、あるいは保守管理指針を適用するということをやってきてございますので、廃止措置の段階の炉におきましても同様に適用されるというものでございます。

以上でございます。

どうもありがとうございました。

それでは、今御説明がございました3-2、3-2-1、3-2-2に関連して何か御質問ございますでしょうか。特によろしゅうございますか。

それでは、どうもありがとうございました。

このほかに何か全体を通じて御質問あるいは御議論いただくといったような案件がございますでしょうか。どうぞ。

資料2-1についてお伺いしたいことがあるんですけれども、サイクル施設の廃止措置といいますと、加工から再処理から全体を含むような印象を受けるんですけれども、この件については、JAEAの中期計画に基づいて、要は人形峠のプラントについての整備ということなので、全くプルトニウムとかフィッションプロダクトが入らない施設を対象としたものを今回検討するということでしょうか。また、もしそうならば、海外の調査をするということが言われていましたけれども、それはそういうウラン施設に特化したものに限定されるということでしょうか。

現在、計画が出ておりますのが人形峠ウラン加工施設だけでございますので、現在のところ考えてございますのは、おっしゃるとおりウランの加工施設についてでございます。

よろしいですか。ほかに何かございませんでしょうか。

それでは、ございませんようでしたら、本日用意いたしました議題は以上でございます。

今後の予定、次回以降の日程等につきまして、事務局から御説明をお願いいたします。

次回以降の開催は、5月から6月を現在のところ予定しております。

審議内容につきましては、現在のところ、先ほど御審議いただきました規制支援研究の報告書案及び、4月、5月ぐらいから先ほどの学会標準の技術評価のWGを開催させていただく予定となっておりますので、その検討状況の報告を予定してございます。

また、次回の開催日程などにつきましては、別途、委員長及び委員の皆様と調整させていただきまして、後日御連絡させていただきたいと思います。

また、WGの開催につきましても、本日、当委員会の方で了承いただきました委員の皆様と直接調整をさせていただきまして、後日連絡させていただきたいと考えてございます。

どうもありがとうございました。

ほかに何か御意見、御質問等ございませんでしょうか。

それでは、ございませんようでしたら、以上をもちまして、本日の小委員会、終わりにさせていただきたいと思います。どうもありがとうございました。