六ヶ所再処理工場のアクティブ試験第２ステップ・中間報告書(その２)批判
評価対象にしないホールドポイントでの海洋放出はやめよ
燃料せん断を中断させた原因物質を明らかにせよ
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2006.12.2７ 美浜・大飯・高浜原発に反対する大阪の会 六ヶ所再処理工場で３月３１日以来進められてきたアクティブ試験について、８月１２日に開始された第２ステップの「実績工程」は１２月６日に終了した。この後のホールドポイントの期間に、「実績工程」の評価に関して原子力安全・保安院と原子力安全委員会の審査を受け、さらに青森県の了承も受けることになる。そのため、BWR燃料のせん断を開始した１１月１５日の前日までの「実績工程」を評価対象とした中間報告書（その２−１）が早くも１２月８日に日本原燃から公表された。このように部分的な報告を急いでだすことで、スケジュールの大幅な遅れを取り戻そうとしている。さらに全体の評価が中間報告書（その２−２）として１２月２６日に公表された。 その報告書では、あれだけ自慢し目標としたはずのMOX粉末の量は白紙にされ記述されていない（ただし青森県には１２月２６日に別途報告。１１月中に１７０sのMOX粉末製造）。報告書の中身は白抜きだらけであるばかりか、きわめてずさんな評価しかなされていない。ここでは、スケジュール優先姿勢とともに、特に次の点に注目して批判したい。 ・評価対象とすべき期間を区分する基準があいまいであること。「ステップ」や「ホールドポイント」の概念規定があいまいで、それが評価対象のあいまいさにつながっていること。 ・特に、海洋放出放射能量を評価する際の期間区分がまるではっきりしていないこと。 ・使用済み核燃料のせん断を長期に中断させた原因である「固着物」とその処理について、何も書かれていないに等しいこと。 ・労働者の集団被ばく線量が公表されていないこと。 ★これらの批判を通じて、次の２点に焦点を当てる必要がある。 原燃が公表した中間報告書はきわめてずさんなものであるが、その根底には評価対象が明確に規定されていないという問題がある。そのことを典型的に特徴づけているのが海洋放出放射能量の評価である。もう一つ、ずさんさを特徴づけているのが、せん断を中断させた「固着物」の評価がまるでなされていないことである。この２点について、あらかじめ簡潔にまとめておきたい。 （１） 評価対象にしないホールドポイントでの海洋放出はやめよ 中間報告書が評価対象にしているのは、基本的には「実績工程」であり、その期間は第１ステップでは３月３１日〜６月２６日、第２ステップでは８月１２日〜１２月６日である。 ところが、第１ステップでせん断した燃料内放射能の海洋放出は、この区切りには属さない７月、８月でも行われてきて、その放出量はむしろ６月までの５倍以上もある。中間報告書では、「環境への放出放射能量」は「基本的な安全性の評価結果」として位置づけられているにもかかわらず、実際にはこの評価がきわめて軽視されているのである。 ６月２２日〜９月７日の海洋放出はいったいどこで評価することになっているのか、明らかにすべきである。現在のように中間報告書の基本対象期間を「実績工程」にほとんど限定するのならば、ホールドポイント（後に出てくる図１の斜め線期間）での試験工程や海洋放出はいっさい止めるべきである。 （２）燃料せん断を中断させた原因物質を明らかにせよ 第２ステップの燃料せん断は、８月１９日に第７体目で停止状態になった。その原因はせん断機内の固着物にあることは中間報告書で記述されている。しかし、その固着物の正体は何か、どれだけの量があったのかなどは何も記述されていない。 その固着物とは燃料粉以外に考えられないことは原燃も認めている。その量はクリプトン８５の放出量から推定できて、低く見てもウラン燃料にして約４００ｋｇである。それだけの燃料粉をどう処理したのかが中間報告では書かれていないが、廃棄物として処理したことは原燃も認めている。それなら、その中に含まれているプルトニウムをどう評価し報告したのかが問題になる。このような事実について、中間報告書は何も触れていないが、そのようなずさんな管理が許されていいのだろうか。 １．拙速なスケジュール 原燃は第２ステップの「実績工程」を１２月６日に終了し、１２月８日に中間報告書（その２−１）を公表した。ところが、その評価対象はPWR燃料をせん断した期間内の工程だけで、BWRのせん断関連部分などはそこに含まれていない。ところが、１２月１２日には非公開の総合資源エネルギー調査会の原子力安全・保安部会「核燃料サイクル安全小委員会再処理ＷＧ（第２７回）」が開かれ中間報告書（２−１）が報告審議された。さらに、１２月１８日には原子力安全委員会再処理施設安全調査プロジェクトチーム（第１８回）が開かれ、この中間報告が報告審議されている。さらに、スケジュールの遅れを取り戻すためとは言え、よくもこのような細切れ報告・細切れ審査が恥ずかしげもなくできるものだ。 第２ステップ全体の評価は、中間報告書（その２−２）として１２月２６日に公表された。原子力安全・保安院は第２ステップに関する評価を１月中旬に提示するつもりだという（１２月１３日付電気新聞）。そうすると、「実績工程」の終了から後の評価期間（ホールドポイント）は１ヶ月半程度しかないことになる。 ところが、今年７月７日に公表されたスケジュールでは、ホールドポイント（下図の第２ステップ後半に書かれている斜め線期間）は約２ヶ月半となっている。この予定より約１ヶ月も短縮するつもりである。下図では、第２ステップ「実績工程」の終了(斜め線の始まり)は９月半ばなので、実際の試験工程は７月７日付計画から２ヶ月半以上は遅れている。形ばかりの報告と評価で何とかスケジュールを取り戻したいという拙速な姿勢がありありと見えている。
２．中間報告書が評価対象とする工程・期間区分のあいまいさ まず、中間報告書が評価対象とする期間が明確に規定されていないことを指摘しておきたい。評価対象「放出放射能量」は、中間報告で「基本的な安全性の評価結果」として重視されているが、海洋放出に関する評価対象期間は中間報告書（その２−２）では下図に示す９月８日〜１２月６日だけになっている。 ６月２２日は第１ステップの海洋放出評価期間の終了日だと考えられるが、９月８日には何も説明がない。しかし、恐らく第１ステップでせん断した燃料内のトリチウムを海洋放出した期間の終わりが９月７日となっているとしか考えられない。９月８日からは第２ステップでせん断した燃料内のトリチウムを放出しているようである。そしてその終了期間が１２月６日ではなく、さらに後になることもまた、中間報告書（その２−２）の後で示す記述から確かなことである。 ここで重要なことは、６月２２日から９月７日までの期間が、放射能を海洋放出しているにもかかわらず、「放出放射能量」の評価対象になっていないことである。
原燃はアクティブ試験の各ステップの「実績工程」が終わるたびに、中間報告書を出すことになっている。第１ステップの「実績工程」は３月３１日〜６月２６日であり、中間報告書（その１）を７月７日に原子力安全・保安院に提出している。６月２７日から８月１１日までは前図の斜め線期間のホールドポイントに相当しており、第２ステップは８月１２日に始まり、その「実績工程」は１２月６日に終了した。 ところで、「実績工程」とは何かが規定されていない。中間報告は、各ステップを評価するための報告のはずであるが、実際は、ステップの部分である「実績工程」を評価するための報告だとされている。前記図の斜め線の期間に工程がストップしているのであればともかく、実際には斜め線期間でも工程は動いている。にもかかわらず、その期間が基本的に評価対象に入っていない。斜め線があいまいさのすべてを表現している。一般の人がその図を見ても、いったいどこまでがステップを表すのかが分からない。 さらに、２つの中間報告書の中には、次表に示すような種々の期間区分が登場することを指摘しておきたい。例えば環境への放出放射能量の評価期間が、大気では１２月４日まであるのに海洋ではなぜ１２月３日までになっているのか、何も説明されていない。
３．トリチウムの海洋推定放出量（管理目標値）を半分に値切ろうとしている 中間報告書では、「環境への放出放射能量」は「基本的な安全性の評価結果」として位置づけられ、その中に海洋へのトリチウム放出量の評価も入っている。上記２つの中間報告書でのその評価期間は前表のとおり、３月３１日〜６月２１日と９月８日〜１２月６日である。 ２つの中間報告書では、燃料内に存在したはずのトリチウムの何割が海洋に放出されたかを問題にしている。これを解明するためには、次の２点が明らかにならねばならない。 (1) 各ステップでせん断された燃料内に存在したはずのトリチウム量 ―これは計算コードORIGEN２を用いた計算で求められている。燃料のせん断は、それぞれの「実績工程」期間内で終了しているので、計算値はその期間内にせん断した燃料内の総トリチウム量を表すことになる（下表の計算値欄の数値）。 (2) 上記計算値に対応するはずのトリチウム放出量 ―これが明らかになるためには、例えば第１ステップでせん断した燃料内のトリチウムはいつの時点まで海洋に放出されたのかが明らかにならねばならない。ところが、この肝心な点について何も説明がなされていないが恐らく９月７日までだと考えられる。 燃料内トリチウムの何割が海洋放出されたかを下表に基づいて見てみよう。６月２１日までの放出量(A11)を計算値(B1)で割ると7.6%となって余りにも少ない（文末の［引用文２］参照）。第１ステップでせん断した燃料内のトリチウムは恐らく９月７日までは放出されたと考えられ、むしろ６月２２日〜９月７日には、それまでの約5.7倍もが放出されている。これは［引用文２］と［引用文３の後半］が示すとおり、溶液中に溜まっていたトリチウムを「押し出し運転」によって海洋へ追い立てたためだと考えられる。これを加えた値(A11+A12)は計算値(B11)の５２％と約半分になり、文末の［引用文３の後半］の記述と一致する。 第２ステップの９月８日〜１２月６日の放出量(A21)を計算値(B21)で割ると４２％となり、文末の［引用文４］の記述と一致している。［引用文４］のその後には、第１ステップの経験から、結局は５３％程度が海洋放出されるものと予測しているが、そうすると１２月７日以後もまだ海洋放出されていることになる。
★結局、引用文の内容を見れば、燃料内に滞在していたはずのトリチウムの何割が海洋へ放出されたのかという問題は次のように捉えられている。第１に、燃料内で発生したトリチウムの相当量（約半分程度と評価）が原子炉運転中に燃料被覆管内にもぐりこんだ。これは水素ガスH2の一つのHがトリチウムTと置き換わったH-Tとしてジルコニウム合金中に入り込んだと考えられている。第２に、再処理工程で燃料内から溶液中に出たトリチウムTは、硝酸HNO3や水H2OのHに置き換わる形で溶液内に滞在したと考えられている。そして第３に、その溶液内のトリチウムを「押し出し運転」によって海洋中に押し出したというのだが、具体的にどうしたのかは明らかでない。新たな溶液を注入したとも考えられるが定かでない。このようにして第１ステップでは、結局は約半分が海洋中に放出されている。 しかし、残りの約半分が本当に燃料被覆管(ハル)中に存在しているのか、それとも相当量がまだ溶液中に存在しているのか、これは確認されているわけではない。実態に基づく研究は１９８１年の動燃技報だけを頼りにしている状況なので、信頼性が十分ではない（８１年の動燃技報でも、燃料被覆管に取り込まれる割合には大きな幅があることを示している）。それゆえ、まだ多くが再処理工程内に残っている可能性は否定できないし、それらがまださらに海洋へ放出される可能性もあると見なすべきである。 ところが、今回の中間報告書（その２−２）では、驚くべきことに「このことから、海洋に放出するトリチウムについては、処理する使用済燃料の計算コード（ORIGEN2）の算出値（使用済燃料の放射能量）の半分を推定放出量として運転計画を立案すれば適切に管理できると考える」と述べている［文末の引用文４］。まったく何も確認されていない単なる予測を根拠にして、早くも放射能の推定放出量（管理目標値）を値切ろうとしている。また、仮に海洋放出量が予測より減るとすれば、その分工程内に留まって労働者被ばくをもたらすとい予想外の問題が起こる可能性があるが、そのことには何も触れていない。 ４．せん断の中断問題 ８月１８日に第２ステップのせん断を開始して６体をせん断し、１９日に７体目のせん断を開始しようとしたところで燃料集合体がせん断刃に至るまでの通路で「固着物」に引っかかって停止した。それ以後１０月３日までせん断は中断している。この問題に関する中間報告書（その２−２）での記述は下記にとどまっている。
燃料挿入運転を停止した原因となったのは、マガジン底部に存在していた「直径数ミリメートルの固着物」だと書いている。そこで「ワイヤブラシ等を用いて固着物等の除去を行い、一部残ったものについては砥石にて除去した」というのだから、「直径数ミリメートルの固着物」がただの１個ではなく相当に多数あったに違いない。放出クリプトン量からの推定では、ウラン重量にして最低で４００ｋｇは存在したことになるのである。 しかし、原燃の公表内容では、どれだけの燃料粉がせん断機内にたまったのか、まったく分からない。なぜそのようなトラブルになったのかの原因も書かれていない。したがって、今後このようなトラブルが起きないという保証はなにもない。また、原燃の説明によれば、擦り取った固着物を、それが何かを調べもせずに、廃棄物としてそのまま廃棄にしたとのことであるが、プルトニウムを含む大量の燃料をそのように処理してよいかどうかも問題になる。 ５．労働者被ばく線量が公表されていない 労働者の被ばく状況は、定期報告書で４半期ごとに公表されているが、そこでは５ｍSv以下の人数だけが書かれており、（５ｍSv以上はゼロなので）その数は当然ながら放射線業務従事者数と一致している。そもそも５ｍSvなどという大きな値で区分するのは無謀というべきである。 中間報告書では、５ｍSvまでの間に０．１ｍSvと１ｍSvという２つの区分を設けているだけましな公表の仕方になっている。例えば下表は、今回の中間報告書（その２−２）に記載されているものである。しかし、いずれにせよ、区分ごとの人数だけが書かれていることに変わりはない。肝心の集団被ばく線量がまったく明らかにされていない。 これでは個々人の被ばく線量を記録する必要はなく、大まかな区分だけを意識していればよいことになるので、被ばく管理がきわめてずさんになる恐れがある。 表−28 第１ステップ終了後から第２ステップ終了までの期間における ６．環境中のプルトニウム２３８が区別されていない 中間報告書（その２−２）７６頁の表―２９には、海底土中のPu（α）の測定結果が示されている。ところがPu(α)は、測定で区別できないPu２３９とPu２４０が込みになっているだけでなく、Pu２３８も込みにされている。 Pu２３９＋２４０は核実験の結果として各地で測定されているので、再処理工程から出たものと区別できない。しかしPu２３８がもし測定されれば、核実験由来ではないので、再処理の結果だと結論できる。そのため、Pu２３８の測定値を別に公表することがモニタリングとしては不可欠である。そのような公表の仕方に改めるべきである。 [引用文１：７月７日付中間報告書（その１）１１頁] 「海洋に放出されるトリチウムについては、計算コード（ORIGEN2）の算出値（使用済燃料中の放射能量）に比べ、実際に放出された放射能量が半分以下に下まわっている。 これは、計算コード（ORIGEN2）による算出値（使用済燃料中の放射能量）の半分程度がハルに移行する※3 とされていることに加え、使用済燃料を処理した溶液に含まれるトリチウムの一部が回収酸等として工程内に留まり、海洋放出には至らなかったこと等が要因と考える」。 [引用文２：原子力安全委員会の再処理施設安全調査プロジェクトチーム第１７回会合（７月７日）の議事録１８頁 原燃の青柳技術部長の報告] 「トリチウムにつきましては、先程申し上げましたように海洋には百％放出するというような算出をやっておりますけれども、再処理工場全体の硝酸、いわゆるプロセス液にトリチウムがまだバランスがとれておりませんので、放出量としては未だ計算値の１０％にも満たない状況でございます」。 [引用文３：１２月８日付中間報告書（その２−１）１４頁] 「海洋に放出するトリチウムについては、計算コード（ORIGEN2）の算出値（使用済燃料の放射能量）と比較し、実際に放出された放射能量は、約0.12倍であった。これは、計算コード（ORIGEN2）の算出値（使用済燃料の放射能量）の半分程度がハルに移行する※2とされていることに加え、使用済燃料を処理した溶液に含まれるトリチウムの一部が回収酸等として工程内に留まり海洋放出に至っていないこと等が要因と考える。 第１ステップの結果では、工程内の溶液の押し出し運転を行った後、計算コード（ORIGEN2）の算出値（使用済燃料の放射能量）の半分程度の放射能が海洋に放出されており、第２ステップでも同様の結果になると推定されるが、フラッシュアウト等も含めた結果については、現在データ評価中であることから、その評価結果を「再処理施設アクティブ試験中間報告書（その２−２）」において記載する」。 [引用文４：１２月２６日付中間報告書（その２−２）１７頁] 「海洋に放出するトリチウムについては、計算コード（ORIGEN2）の算出値（使用済燃料の放射能量）と比較し、実際に放出された放射能量は、約4.2×10-1 倍であった。これは、計算コード（ORIGEN2）の算出値（使用済燃料の放射能量）の半分程度がハルに移行する※2とされていることに加え、使用済燃料を処理した溶液に含まれるトリチウムの一部が酸回収設備等の工程内に留まり海洋放出に至っていないこと等が要因と考える。 第１ステップにおける実績として、精製施設のフラッシュアウト終了時点での酸回収設備と低レベル廃液処理建屋内に留まったトリチウムの放射能量に相当する量が、精製施設のフラッシュアウト以降に海洋に放出されている。このことから、今回の試験におけるフラッシュアウト時点の酸回収設備と低レベル廃液処理建屋内トリチウムの放射能量約6.4×1013 Bq がその後海洋放出されるものと推定し、この放射能量を精製施設のフラッシュアウト以前の放出実績に加えると計算コード（ORIGEN2）の算出値（使用済燃料の放射能量）の半分程度（約53％）が海洋放出されるものと評価できる。 このことから、海洋に放出するトリチウムについては、処理する使用済燃料の計算コード（ORIGEN2）の算出値（使用済燃料の放射能量）の半分を推定放出量として運転計画を立案すれば適切に管理できると考えるが、この管理手法については、燃焼度、PWR 燃料とBWR 燃料の燃料種別等の違いによるトリチウムの挙動を把握するため、今後更にデータを取得し継続的に評価を行っていく計画である」。 |
