平成１３年版原子力安全白書の概要

　

平成１４年４月

原子力安全委員会

　

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目　次

平成13年を振り返って	１
安全確保のための感受性と先見性の涵養を	１
安全確保対策の強化	１
平成13年の原子力施設の事故・故障の件数は減少したが．．．	３
プルトニウム利用技術の安全性への関心	６
第１編　プルトニウムに関する安全確保について	７
第１章　プルトニウム利用技術と特性	7
第２章　原子炉におけるプルトニウムに関する安全確保	8
第３章　核燃料施設におけるプルトニウムに関する安全確保	13
第４章　輸送に関する安全確保	16
第５章　まとめ〜プルサーマルの安全性とプルトニウム技術の今後の課題	16
第２編　平成13年の動き
第３編　原子力安全確保のための諸活動
資料編

　本書は、「平成１３年を振り返って」の後、第１編、第２編、第３編及び資料編から構成されている。

　第１編では、「プルトニウムに関する安全確保について」と題し、今後の原子力政策上の重要課題であり、「プルサーマル」などの国民の関心も高いプルトニウム利用に係る安全確保について、科学的、技術的に説明している。

　第２編では、「平成１３年の動き」と題し、原子力安全委員会における過去約１年間（平成１３年１月〜平成１３年１２月）の活動状況を紹介している。

　第３編では、「原子力安全確保のための諸活動」と題し、我が国における原子力施設等の安全規制体制、防災体制、原子力安全研究、原子力安全に関する国際協力等について紹介している。

　資料編では、原子力安全委員会関係の各種資料、安全確保の実績に関する各種資料等をとりまとめている。

平成１３年を振り返って

安全確保のための感受性と先見性の涵養を

　原子力施設の安全確保と事故防止に向けて現場をはじめ様々な関係者において、恒常的に適切な緊張感を持った努力が続けられていますが、平成１３年
　１１月に発生した浜岡原子力発電所１号機の場合も含めて、一連の事故・故障を見ますと、事故・故障の「種（タネ）」に対する感性の大切さを思わざるを得ません。施設の設計や作業の計画にあたっては、対象施設に限らずプラント全体に何か変化を起こす可能性はないか十分に気を配り、変化の可能性が見込まれる場合にはそれへの対策を講じておかなくてはなりません。特に、企画者、設計者、作業計画者及び現場管理者には、安全確保・事故防止のための感受性と先見性の涵養を強く望みたいと思います。「失敗に学ぶ」ことは、そのための最も良い訓練です。

安全確保対策の強化

• 平成１３年１月の中央省庁の再編に伴い、原子力安全委員会が内閣府に移管され事務局体制が強化されました。また、経済産業省にエネルギー利用に関する安全規制を所掌する「原子力安全・保安院」が設立されました。この結果、我が国の原子力安全行政に関わる人員も約２８０人から約４５０人と拡充されるなど、原子力安全確保のための多重補完的な体制が整備・強化されました。

• 行政庁が行う保安検査等の内容について、報告を受けるとともに、その実施状況について把握・確認する規制調査を本格的に実施しました。そのうち、重要と考えられるもの等については、必要に応じ現地調査を含めて詳細な調査を行ってきています。

• 防災に関しては、緊急事態応急対策調査委員を大幅に増員するなど体制を整備するとともに、地方公共団体などとも連携し各種防災訓練に積極的に参加、協力してきました。

• 安全文化醸成に向けた現場での意見交換、現地調査を含む規制調査の実施等々の新たな取組みを実施するなど、原子力施設等の現場における意思疎通の強化に意を用いながら、原子力安全の実効性の向上に努めています。

• 情報公開については、従来から会議を公開で開催していますが、地方原子力安全委員会の開催、原子力安全意見・質問箱の活用、原子力公開資料センターの設置や情報公開法へ適切に対応すること等を通じ、一般の方々により近い関係を一層築くとともに、より透明性の高い安全行政の実施に努めています。

• 緊急被ばく医療の在り方やヨウ素剤の服用方法、審査指針類の体系化、放射線防止の基本的考えから、高レベル放射性廃棄物の最終処分における安全確保等について、各専門部会等で検討を行いました。

• 安全目標について、国際的な動向を踏まえた定量的リスク管理に向けて検討を開始しました。
  　原子力安全に関する知的基盤の体系的な蓄積・整備については、安全研究の年次計画の策定や成果発表会の開催による研究成果の普及等を通じて積極的に取り組んでいます。

• 我が国の初期の商業用原子力発電所が運転を開始してから約３０年が経過　し、今後、原子力発電所の高経年化への対策が重要な課題となっています。原子力安全委員会としても効果的な高経年化対策に取り組んでいきます。

• 電気事業者が自主保安として実施しているアクシデントマネジメントの整備については、平成１３年度中に終了し、その妥当性及び有効性評価の結果が経済産業省より原子力安全委員会に報告される予定です。原子力安全委員会においても、評価の結果について、その妥当性を審議することとしています。

• 平成１３年９月１１日に米国において発生した同時多発テロ事件を契機として、現在、原子力発電所をはじめとする我が国の原子力施設でも、万一の事態に備え一層の警備の強化が図られています。
  　一般的に原子力発電所については、他の産業施設に比較して堅固な設計となっており、核物質防護対策がとられています。さらに万一の原子力災害時に備えて防災体制の整備も進んでいます。不測の事態が発生した場合にも、これらの対策が基本的なものであると考えられ、防災対策を着実に講じるとともに、常にその実効性を維持・向上させることが重要です。

平成１３年の原子力施設の事故・故障の件数は減少したが...

• 近年の原子力安全の状況は、原子炉等規制法等に基づく電気事業者からの事故の報告件数を見ると、過去５年で、それぞれ、２３件、２５件、１８件、３０件、３０件となっており、平成１３年は１４件で、平成１２年より件数は減少しています。

• 平成１３年に報告された１４件の事故・故障の国際原子力事象評価尺度（ＩＮＥＳ^*1）に基づく評価は、レベル１が１件、レベル０＋が３件、レベル０−が９件及び評価対象外が１件となっています。

• 原子力発電所における１年１基当たりの事故・故障の報告件数についても、昭和６１年は２．２件でしたが、徐々に低下して、この数年は０．４〜０．６件程度で推移し、平成１３年は０．３件となっています。

  *1	ＩＮＥＳ（International Nuclear Event Scale ）；原子力施設で発生したトラブルの安全上の重要度を放射線障害・災害防止の観点から簡明かつ客観的に判断するための国際的な評価尺度。国際原子力機関（ＩＡＥＡ）と経済協力開発機構・原子力機関（ＯＥＣＤ／ＮＥＡ）の協力で策定された原子力事象評価尺度。

  

• 平成１１年の原子力発電所の１年１基当たりの計画外停止頻度は、米国等海外と比較してみても、我が国の原子力発電所の１年１基当たりの計画外停止頻度は０．３回と米国の１．３回、仏国の３．２回に比べて低い値を示しています。
  

  　図表０−３に示す通り、我が国の原子力発電所の設備利用率は８０％を超えており、高い水準を維持しています。

  

• このように、我が国の原子力安全に対する関係者の日常の努力により、国際的に見ても良好なレベルとなっています。

• 中部電力（株）浜岡原子力発電所１号機で、平成１３年１１月７日、非常用炉心冷却系に接続されている余熱除去系配管が瞬時に破断する事故が発生し、また、同機において１１月９日原子炉圧力容器下部からの水漏れが発見されました。これら続けて発生した事故・故障は、原子炉の安全に直ちに重大な影響を及ぼすものではありませんでしたが、原子炉の安全確保機能に深く関わる部分で起きたものであり、重く受け止め、徹底した原因究明と再発防止対策に取り組むことが必要であると考えます。
  　このような認識の下、原子力事故・故障調査専門部会及び同部会の下に置かれた特別のワーキンググループで徹底した調査審議を実施しました。
  　本件原因は、配管に蓄積された水素の急速な燃焼による配管内部の圧力の過大な上昇である可能性が高いと推定されています。
  　今後、事故の詳細な原因究明と再発防止対策の検討を行い、その結果を踏まえて安全対策に反映していくこととしています。

• 一方、我が国を含む世界各国でも産業や医療などの分野での放射線利用は年々拡大しています。我が国の放射線利用に係る事故はここ１０年では、年平均で３件程度発生しています。

• 原子力安全委員会においては、原子力施設の事故・故障について原子力事故・故障調査専門部会の中で定期的に調査・審議を行っています。特に安全上重要なものについては独自に事故調査委員会を設置して調査審議を行い、そこで出された提言等については、フォローアップすることとしています。これまで事故に関連した設備機器に関わるハード面での対応に関しては、着実に改善が図られてきています。一方、人間の関与する部分などソフト面での対応に関しては、ハード面に比較して、これまで対応が遅れています。このため、原子力安全委員会は、運転管理における安全基準や技術的能力の審査のあり方に関する検討等を行っています。

プルトニウム利用技術の安全性への関心

　今後の原子力政策上、プルトニウムに関し、国民の関心も高く、重要課題で　あり、今回の白書の特集としてプルトニウムに関する安全　確保上の課題等に　ついて取り上げます。

第１編　プルトニウムに関する安全確保について

第１章　プルトニウムの利用技術と特性

• プルトニウムの物質特性
  
  • プルトニウムは天然にはほとんど存在せず、原子炉内でウランからプルトニウムが発生します。

• 放射線による身体への影響
  
  • プルトニウムが体外にある時は問題ありませんが、プルトニウムを吸入すると、長期間体内に滞留し、アルファ線による体内被ばくのためガン発病の可能性があり、原子力安全委員会が定める指針等に基づき、適切な対策を講じることを求めています。

• プルトニウムの利用技術
  
  • 核燃料のリサイクル
    　原子力発電に使用された使用済燃料からウランとプルトニウムを化学的処理により取り出し、再利用します。
    
  • ＭＯＸ燃料
    　使用済燃料から取り出したウランとプルトニウムを混合した燃料です。
    
  • プルサーマル
    　軽水炉においてＭＯＸ燃料を使用することを意味します。
    
  • 高速増殖炉
    　プルトニウムを燃料として使用します。高速中性子でプルトニウムを核分裂させながら、燃料中のウラン２３８をプルトニウム２３９に変えます。発電しながら消費した以上のプルトニウムを生成します。
    
  • 新型転換炉「ふげん」でＭＯＸ燃料を７００体以上使用した実績があります。

• 国際的管理体制
  
  • ＩＡＥＡの査察の積極的受け入れ等管理の透明性の確保等に取り組んでいます。

• プルトニウム関係の事故例
  
  • これまで少なくとも８件の事例が発生していますが、１９７９年以降はプルトニウム施設において臨界事故は発生していません。
    
  • 過去の事故において、施設外の一般人に被ばくの影響を与えた例はありません。

第２章　原子炉におけるプルトニウムに関する安全確保

• 原子炉施設は、災害を防止し、公共の安全を図るために、放射線を遮へいし、放射性物質を閉じ込めることが要求されます。平常時においては、放射線被ばくを合理的に達成できる限り低く（ＡＬＡＲＡ(As Low As Reasonably Achievable)の原則）するための対策を講じ、また、異常時においても、異常の拡大を防止し、過度の放射線被ばくを及ぼさないための方策を講じることが求められています。
  　原子炉施設、特に軽水炉のような発電用原子炉施設においては、内包する放射能が著しく高く、事故時に放出される潜在的エネルギーは非常に大きいものです。このため、安全確保に際しては、原子炉を止める、冷やす、放射性物質を閉じ込めるという機能が特に重要となります。

• 軽水炉（プルサーマル）
  
  • 原子力安全委員会の原子炉安全基準専門部会（現原子力安全基準専門部会）では、平成６年２月に「ＭＯＸ燃料検討小委員会」を設置し、同年３月より翌年３月まで約１年間にわたって検討を行いました。その結果は、「発電用軽水型原子炉施設に用いられる混合酸化物燃料について」（平成７年６月１９日原子力安全委員会了承。以下、「１／３ＭＯＸ報告書」という。）にまとめられています。そこでは、ＭＯＸ燃料の特性はウラン燃料と大きな差はなく、ＭＯＸ燃料の割合が炉心^*1全体の１／３程度までの範囲内ならば、現在の安全設計・評価手法を使うことができると結んでいます。
    　なお、１／３程度という数字は、現在使われている軽水炉のうち、代表的な原子炉において、特段の設備変更などを行うことなく、ウラン燃料の場合と同等な条件で、原子炉を利用できる目安として設定されたものです。
    　その後、改良型沸騰水型原子炉では、全炉心にＭＯＸ燃料を装荷した場合にも、現在の安全設計・評価手法を使うことができるという検討結果（従来のウラン燃料装荷炉心と大きくは変わらない特性を有する炉心設計が可能である等）を得ています。その内容は、「改良型沸騰水型原子炉における混合酸化物燃料の全炉心装荷について」（平成１１年６月２８日原子力安全委員会了承）にまとめられています。

    *1	炉心：原子炉の燃料が装荷された部分。

  • 原子炉特性に関する問題

    

    
    　ＭＯＸ燃料を使用する場合、制御棒等反応度制御材の効き、原子炉出力の上昇抑制、原子炉を制御するための時間的余裕等に関する技術的課題があります。
    　原子炉の出力を調整する反応度制御材の効き、原子炉内の圧力上昇時及び温度低下時における反応及び原子炉制御のための時間的余裕に関する技術的課題については、「１／３ＭＯＸ報告書」によれば、現在計画されているＭＯＸ燃料を装荷した原子炉の場合、従来のウラン炉心が有する設計余裕の範囲内で十分対応できるので、特別な対策は要しないことが示されています。例えば、ＢＷＲの１/３ＭＯＸ炉心における反応度投入事象評価の例では、燃料が壊れるか否かを判断するための指標としての発生熱量は、ウラン燃料の場合と比べてほとんど変化しないことが分かっています。

    原子炉内の出力分布に関する技術的課題については、「１／３ＭＯＸ報告書」によれば、解析手法、臨界実験装置での実験と評価結果及び商用軽水炉での照射実績との比較評価等から見て、従来の設計手法をＭＯＸ燃料装荷炉心の設計評価に適用することは妥当であり、ウラン燃料炉心と同等の出力分布を有する炉心設計は可能であることが示されています。

  • 燃料の特性に関する問題

    

    　燃料（ペレット）の融点の低下、温度上昇の増大に関する技術的課題については、「１／３ＭＯＸ報告書」によれば、検討したプルトニウムの含有率の範囲では、ＭＯＸペレットの融点の変化はこれまでの研究等により十分把握されており、ウラン燃料に用いているものと同様の燃料設計手法等にＭＯＸ燃料の特性を適切に取り込むことにより、ＭＯＸ燃料の挙動を評価することは可能であることが示されています。
    

    　図表１−２−６　ＰＷＲにおける燃料中心最高温度の評価例
    

    　プルトニウムスポットの影響については、「１／３ＭＯＸ報告書」において、現実の加工工程で考えられるものよりも過大なプルトニウムスポット（数倍程度）をもつ燃料を使用した反応度投入実験の結果などから、現実的に想定される程度のプルトニウムスポットによる燃料破損への影響を特に考慮する必要はないことが示されています。
    　
    ペレット周辺部の発熱割合に関する技術的課題については、「１／３ＭＯＸ報告書」によると、現在のＭＯＸ燃料の設計においては、想定される同等及びより厳しい燃料の周辺部における温度上昇に対し燃料がどの程度耐えられるかを調べた試験結果から、その影響は十分に小さいことが示されています。

  ＜審査実績＞
  　上記の報告書等に基づき、原子力安全委員会では以下の３件について、プルサーマルの実施についての２次審査を行い、その安全設計の基本方針が妥当であると答申しています。
  

  • 東京電力福島第一３号炉（平成１１年　６月答申）
    
  • 東京電力柏崎刈羽３号炉（平成１２年１２月答申）
    
  • 関西電力高浜３，４号炉（平成１０年１２月答申）
    

  *1	ＭＯＸ燃料のほうが熱伝導率は低下する一方、後に述べるようにペレット周辺部の発熱割合が大きいため、本評価例でのＭＯＸ燃料の中心温度の上昇はウラン燃料と同程度に収まっています。
  *2	融点は燃焼が進むと共に少しずつ低下します。ここでは、燃料中心温度が最高となる燃焼初期での値を示しています。なお、中心温度が融点に最も近づくのもこの時点です。

• 高速増殖炉の安全上の課題は、燃料の形態、冷却材の種類、原子炉の構造や冷却系の設計によって大きく異なります。ここでは｢もんじゅ｣型の高速増殖炉におけるプルトニウム利用技術について、原子力安全委員会の「高速増殖炉の安全性の評価の考え方」を踏まえて説明します｡
  　なお、高速増殖炉についてはナトリウムの取扱上の課題等がありますが、ここではプルトニウム利用に伴う安全上の課題に限定して説明することにします。

• 原子炉特性に関する問題
  　高い出力密度､燃焼度に関する技術的課題に関しては、燃料の受ける放射線照射量が大きいことを考慮した設計が必要です。
  原子力安全委員会においては、「もんじゅ」を念頭においた安全審査指針　の策定､安全研究の推進等により、上記課題へ対応してきています。
  

  　冷却材であるナトリウム中に気泡が混入又は発生すると、ナトリウムによる中性子吸収が減少するなどの理由から、プルトニウムによる核分裂が増大するという技術的課題があります。
  　このため、大型の高速増殖炉の設計にあたっては、原子炉内でのナトリウムの沸騰や気泡の混入を防止する設計と、原子炉内の異常を早期に検知して迅速に原子炉を停止する安全設計が重要です。またナトリウムボイド係数が正になることを考慮した事故想定とそれらを踏まえた安全対策の確認が必要　となります。
  　なお、このような安全設計や安全対策がとられていることは、安全審査によって確認することが求められています。

• 燃料の健全性の問題
  　燃料集合体は中性子照射下で使用され、かつ、燃焼度が高いため、燃料を覆っている燃料被覆管には膨張（スウェリング）が生じます。また、燃料ペレットから放出される核分裂生成物によって、燃料棒内のガス圧上昇と燃料ペレットの照射による膨張による力を受け、被覆管にひずみ（クリープ変形）が生じます。従って、これらを考慮した設計が必要です。
  　また、この燃料被覆管のふくれによって冷却材の流路が狭くなり、局所的に冷却材が流れ難い状態になる可能性もありますので、これを防止する設計が必要です。
  　このため、高温クリープ強度や耐スウェリング性を改善した高ニッケルオーステナイト系のステンレス鋼を被覆管に使用することなどにより、燃料の健全性を確保することが必要です。

第３章　核燃料施設におけるプルトニウムに関する安全確保

• 核燃料施設は、災害を防止し、公共の安全を図るために、放射線を遮へいし、放射性物質を閉じ込めることが要求されます。平常時においては、放射線被ばくを合理的に達成できる限り低く（ＡＬＡＲＡの原則）するための対策を講じ、また、異常時においては、異常の拡大を防止し、過度の放射線被ばくを及ぼさないための対策を講じることが求められています。
  　核燃料施設については、原子炉施設と比べて潜在的エネルギーは小さいものの、核燃料物質を溶液状や粉末状など分散しやすい状態で取り扱うため、扱う核燃料物質の形態に応じた閉じ込めの機能が特に重要となります。また、水溶液系で取扱う場合では、臨界質量が小さくなることから、臨界事故を防止するための対策も重要となります。

• ウラン燃料加工施設に比べて、ＭＯＸ燃料加工施設では、次のような特性を考慮した安全対策を講じることが必要になります。
  　�@放射能量が多く、アルファ線とともにガンマ線と中性子線が出る
  　�Aプルトニウムは吸入すると特定の臓器に蓄積し、身体に影響を与えるおそれ
  　�BＭＯＸ燃料は、ウラン燃料より少ない量で臨界に達する
  • 従事者の内部被ばくの防止
    　粉末状のＭＯＸを取り扱うＭＯＸ加工施設においては、従事者等のプルトニウムの吸入摂取による内部被ばくの防止を図る観点から、プルトニウムが作業環境や周辺環境に漏れたり、飛散したりしないようにすることが必要です。このため、ＭＯＸ燃料を密封できるグローブボックスと呼ばれる装置を使用する等の安全確保対策が必要です。

  • 従事者の外部被ばくの防止
    　従事者の外部被ばく量を低減するため、遠隔自動により、原料、製品の出し入れを行えるようにしたり、設備・機器の保守・補修に際しては、グローブボックスの表面等に適切な遮へい材を設置する等の安全確保対策が必要です。
    

  • 臨界事故の防止
    　プルトニウムはウランと比較して核分裂しやすく、最小臨界量が少なくなります。このため、特に臨界防止の観点から厳重な核燃料管理が必要になります。ＭＯＸの取扱いでは、質量（重さ）管理、形状寸法（入れ物の形）管理等ＭＯＸの形態、形状等に応じて適切に管理することが重要です。
    

  • 海外において製造された燃料を輸入する際には、輸入燃料体検査申請書に品質保証に関する説明書を添付させること等が必要です。輸入される燃料の健全性については、規制行政庁によるチェックで確認されています。

• 原子力安全委員会では、「再処理施設安全審査指針」（昭和６１年２月２０日）などを定め、再処理施設の安全審査を行うとともに、行政庁の行う建設、試験及び運転、防災対策などの安全規制活動を把握、確認してきています。
  　我が国では軽水炉燃料（ウラン燃料）の再処理については、２０年以上の経験があり、総計約９８０トンの処理実績があります。
  　今後は、経年変化による故障対応、若年者への技術継承、保守補修時の安全確保、品質管理の充実などに努め、一層の安全性向上に努めていくことが重要です。
  　安全規制においても、施設定期検査、保安検査、規制調査などを通じて、これらの点について検認と監視を確実に行っていくことが求められています。
  　使用済のＭＯＸ燃料を処理する場合には、安全確保上、次の点に一層留意し、安全原則の基本に則って再処理をする必要があります。
  　　�@平常時及び事故時における環境への影響
  　　�A従事者に対する被ばく防止
  　　�B臨界事故の防止
  　　�Cプルトニウム及び超ウラン元素を含む廃棄物（ＴＲＵ廃棄物^*1）量の低減とその処理処分
  　ただし、ＭＯＸ燃料の再処理は、現行ウラン燃料の再処理の延長線上にあり、上述の安全上の留意点に対応した運転条件などのプロセスの設計を行うことにより、ウラン燃料の場合と基本的に同じ安全技術が適用できると考えられています。
  　なお、高速増殖炉燃料の再処理については、高い燃焼度による影響や使用済燃料の組成にかなりの変化が予想されますので、その特徴を踏まえ、今後、原子炉、サイクル技術とともに安全確保を含め、行われている研究開発の成果が期待されます。

  *1	ＴＲＵ廃棄物；使用済燃料の再処理段階出てくる超ウラン元素を含んだ放射性廃棄物です。半減期の長いアルファ線を出す核種を含んでいるため、濃度の高いものは、高レベル廃棄物とほぼ同様に取り扱うことが必要と考えられています。

  • 平常時及び事故時の被ばく防止
    現在の湿式再処理では、廃棄物量の減容、経済性の向上などのため、分離・精製の工程が短縮される傾向（３サイクルから２サイクルへ）にありますので、平常時の放出放射能が「ＡＬＡＲＡの原則」に合致しているかどうか十分に評価する必要があります。
    ＭＯＸ燃料は、ウラン燃料に比してプルトニウム及び核分裂生成物の量が多くなりますので、それに対応して、これらの閉じ込め機能を充実させる必要があります。

  • 従事者に対する被ばく防止
    核分裂生成物及び超ウランの量が増大しますので、これに対応した遮へい能力の充実が必要であり、これが適切になされているか、作業区域に対応させ検認しなければなりません。

  • 臨界事故の防止
    使用済燃料中のプルトニウム量が増大するので、一層の臨界管理（特に質量制限）が必要となります。その際、人的過誤も考慮し、プルトニウムの増大量に対応した十分な臨界の防止対策がなされているか評価が必要です。
    

第４章　輸送に関する安全確保

　プルサーマル実施のため、当面、海外で加工されたＭＯＸ燃料を海上輸送す　る必要があり、輸送経路での安全性について、国際的な理解を深めていく努力　が必要です。
　国内輸送については、輸送方法の確認、輸送容器の健全性確保等の安全確保　対策が必要です。

第５章　まとめ〜プルサーマルの安全性とプルトニウム技術の今後の課題

• 軽水炉におけるプルトニウム利用（プルサーマル）に係る安全技術については、原子炉内の全燃料に対するＭＯＸ燃料の割合が１／３程度までは、これまでのウラン燃料に係る安全技術をベースとして科学的、技術的知見が蓄積されてきており、その技術的基盤は十分に整っていると考えられます。また、改良型沸騰水型原子炉では、全燃料をＭＯＸ燃料とした場合にも、現在の安全設計・評価手法を使って原子炉における安全を確保することができるという検討結果が得られています。

• プルトニウムを軽水炉内で利用することは新しいことではなく、現在稼働中の軽水炉で得られるエネルギーのおよそ３分の１は、実は、プルトニウムからのものです。ウラン燃料が原子炉の中で核分裂を起こしエネルギーを生産するとともに、その一部がプルトニウムに変換され、変換されたプルトニウムがまた核分裂を起こしてエネルギーを生産しているからです。プルトニウムを初めから軽水炉の燃料として使うものがプルサーマルですが、プルサーマルと現在のウラン燃料利用との違いは、従って、最初からプルトニウムを燃料の中に入れてあることと、プルサーマルの方がプルトニウムの混合割合が高いことです。
  　このプルサーマル技術には長年にわたる国際的な経験があります。そのような経験にも示されていますが、プルトニウムとウランの原子炉燃料としての特性に違いはあるものの、決定的な違いではありません。

• しかしながら、実際の設計に当たっては、燃料中心温度や制御棒の原子炉停止余裕等について、計算値の不確かさを見込みつつ安全余裕をとることが必要になります。具体的には、設計値・運転制限値・管理値の設定が規制値を満足する上で十分な余裕があることや、海外での実績や実験結果を活用するなどにより、設計における計算方法の信頼性等を事前に確認することが必要です。また、より一層の安全確保のため、引き続きＭＯＸ燃料の利用についてデータ収集を図ることが有効と考えています。
  　また、海外で加工されるＭＯＸ燃料については、英国ＢＮＦＬ社によるデータ不正問題の反省に立ち、その品質が維持・確保されていることを事業者自らが現地で確認するなどの安全確保対策を講じることが必要です。

• 国内のＭＯＸ燃料加工に関しては､現在､工場の建設が計画されており、原子力安全委員会において、安全審査指針を策定中です｡その安全設計と安全操業に当たっては､海外での実績を十分に参考にするとともに、新型転換炉｢ふげん｣のＭＯＸ燃料を長年にわたって製造して来ている核燃料サイクル開発機構の技術を活用することが重要です｡ただし､｢ふげん｣の燃料と軽水炉燃料とでは、設計に異なる点があり､その差を十分に考慮しておく必要があります｡

• プルサ−マルに関しては、将来的にＭＯＸ燃料割合の増大や高燃焼度化が予想されており、それらに備えた研究が、今後、必要になると考えられます。
  　国の安全研究年次計画では、これらの将来的課題に備え、プルサーマルなどに関連した研究も取り上げています。さらに、民間や原子力発電技術機構等において、安全設計や安全運転の一層の向上を目指した共同研究や国際協力が行われています｡核燃料サイクル分野では､ＭＯＸ燃料を軽水炉で使ったあとの使用済みのＭＯＸ燃料を安全に再処理する技術を将来的に開発していく必要があり､そのための技術開発が、核燃料サイクル開発機構で進められています｡

• 長期的にはプルサーマルから高速増殖炉へのより高度なプルトニウム利用の技術体系を目指すことが計画されています。そのため安全面においても、これに応えられる技術や制度を整えていくことが必要です。
  　具体的には、これまでに蓄積された知見やデータを生かして安全確保の充実を図るとともに、また、長期的には高速増殖炉におけるプルトニウム利用にあたっての技術的基盤として、各事業者、研究機関による安全技術の研究開発、人材育成・確保が必要であり、これら人材育成の場である研究施設、設備の充実が不可欠です。
  　特に、プルトニウムは、ウランと比較して、放射線防護上はもとより核物質管理の面からも、その安全上の取扱いに関して特別の対策を必要としています。
  　こうした観点から、研究機関、民間を問わず、現在行われている安全技術に関する研究開発を引き続き推進することが必要です。

• 今後、行政改革の一環として実施される日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構の廃止・統合の結果として、こうした技術基盤が揺らぐことがないようにしなければなりません。統合化された新法人を、原子力に関する基盤研究を体系的に実施する総合研究機関として位置付けるとともに、安全規制を支える人材の育成と供給、更にはそれらの人材が必要な設備等を活用して事故原因究明などにおいて重要な役割を果たすことができるよう、安全研究のために必要な資金確保を図るなど国の支援が必要です。事故の多くは人的過誤によるものであることから見ても、ハード面だけではなく、放射線管理と作業管理を適切に実施するとともに、安全文化の醸成を図るなどソフト面での取組みが重要であり、その点からも、人材育成が特に重要です。

• プルサーマルに関しては、プルトニウム利用に係る安全技術などに対する国民的理解を得ていくことが、その社会的基盤として欠かせません。その観点から、原子力安全行政の透明性をより高めるため、情報公開の更なる徹底が必要です。

• プルトニウム利用にあたっては、地球的規模の理解が重要であり、平和利用や核拡散防止への積極的な取組みと透明性の確保に向けた国際協力も必要です。

• 「絶対安全」はあり得ず、事故・故障をできるだけ起きないようにする、起きても大きな事故にならないようにする、事故の影響をできるだけ小さくするという原子力安全の基本原則を忘れてはなりません。
  　また、安全確保の最後の砦は「人」であって、人材育成に当たって、感受性と先見性の涵養が大切です。原子力安全委員会のみならず広く関係者は、そのような視点を忘れることなく、原子力安全に携わっていくことが必要です。
  

第２編　平成13年の動き