再処理工場における高レベル放射性廃液の危険性と六ヶ所再処理工場のアクティブ試験の審査に関する再質問主意書

日本原燃株式会社（以下「日本原燃」という。）六ヶ所再処理工場（以下「六ヶ所再処理工場」という。）には、東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故で大気中へ放出されたセシウム１３７の約三十五倍もの放射性物質を含む高レベル廃液が貯蔵されている。大地震により冷却機能喪失などの小事故が同時多発すると大事故に発展する可能性があり、安全側に立つ規制を求め私が提出した「再処理工場における高レベル放射性廃液の危険性と六ヶ所再処理工場のアクティブ試験の審査に関する質問主意書」（第百八十九回国会質問第五五号。以下「前回主意書」という。）に対する答弁書（内閣参質一八九第五五号。以下「答弁書」という。）について、再質問する。

一　答弁書一の２についてでは、「平成二十七年三月四日時点における日本原燃株式会社（以下「日本原燃」という。）の再処理事業所再処理施設（以下「六ヶ所再処理施設」という。）における高レベル廃液の貯蔵量については、日本原燃から、約二百二十三立方メートルであると聞いている」とあるが、この廃液に含まれているセシウム１３７、ストロンチウム９０を始めとする各核種の放射能量（ベクレル）はいくらか示されたい。二年前に私が提出した「東海再処理工場、六ヶ所再処理工場の安全規制等に関する質問主意書」（第百八十三回国会質問第三一号）に対する答弁書（内閣参質一八三第三一号）では、二〇一三年二月一日時点で高レベル廃液は二百二立方メートル貯蔵されていたとしている。この間のガラス固化により本来減るべき廃液が二十一立方メートルも増えていることになるが、廃液増加の理由について固化体の発生本数の経過とともにこの二年間について詳しく示されたい。

二　日本原子力学会和文論文誌の「六ヶ所再処理工場の確率論的安全評価、（Ⅰ）」及び「同（Ⅱ）」には冷却機能全喪失状態で高レベル廃液の沸騰時間を十五時間、掃気機能全喪失状態でプルトニウム溶液の水素爆発までに要する時間を二時間以上としている記載があるが、答弁書一の２についてでは「「全交流電源供給機能が喪失した場合、現在貯槽に保有している高レベル濃縮廃液及びプルトニウム濃縮液が沸騰に至るまでの時間は一日程度」、「全交流電源供給機能が喪失した場合、水素濃度が可燃限界濃度に達するまでの時間が最も早い機器（高レベル廃液混合槽）で三十五時間程度」と評価されている」とある。これら到達時間は、重大事故時の対応に関わる基本的かつ重要な事項であり、これら到達時間の計算方法を確認評価し、どれが真実の値か示されたい。

三　答弁書一の３についてでは、前回主意書の質問一の３の「今後、六ヶ所再処理工場におけるこのような極めて危険な廃液の発生は、ガラス固化可能分だけに止め、常時貯蔵量をゼロにするよう規制するべきではないか、政府の見解を示されたい。」に対する答弁がなされていないので、再度質問する。

右質問する。

一について

日本原燃株式会社（以下「日本原燃」という。）からは、平成二十七年三月四日時点において、日本原燃の再処理事業所再処理施設（以下「六ヶ所再処理施設」という。）における高レベル放射性液体廃棄物（以下「高レベル廃液」という。）に含まれている①放射性核種、②放射能量の推定値について、確認できる範囲でお示しすると、次のとおりであると聞いている。

①ルテニウム一○六　②約十四テラベクレル

①アンチモン一二五　②約百七十テラベクレル

①セシウム一三四　②約二千八百テラベクレル

①セシウム一三七　②約五百二十ペタベクレル

①ユウロピウム一五四　②約五千九百テラベクレル

①アメリシウム二四一　②約十ペタベクレル

①キュリウム二四四　②約九千三百テラベクレル

先の答弁書（平成二十五年二月二十六日内閣参質一八三第三一号）二の４についてでお答えした平成二十五年二月一日から、先の答弁書（平成二十七年三月十日内閣参質一八九第五五号。以下「前回答弁書」という。）一の２についてでお答えした平成二十七年三月四日までの間に高レベル廃液の貯蔵量が増加している理由について、日本原燃からは、六ヶ所再処理施設を管理するために必要な設備の運転により定常的に高レベル廃液が発生していることや、高レベル廃液を均質に保つために、水及び硝酸を定期的に供給しているためであると聞いている。また、日本原燃からは、同期間内に、高レベル廃液の実廃液を用いたガラス固化体を二十五体製造したと聞いている。

二について

御指摘の論文において、「冷却機能全喪失状態で高レベル廃液の沸騰時間を十五時間、掃気機能全喪失状態でプルトニウム溶液の水素爆発までに要する時間を二時間以上としている」ことと、前回答弁書一の２についてでお答えした平成二十三年六月九日付けで日本原燃から提出された「福島第一、第二原子力発電所等の事故を踏まえた再処理施設の緊急安全対策に係る実施状況報告（改正版）」において、「全交流電源供給機能が喪失した場合、現在貯槽に保有している高レベル濃縮廃液及びプルトニウム濃縮液が沸騰に至るまでの時間は一日程度」、「全交流電源供給機能が喪失した場合、水素濃度が可燃限界濃度に達するまでの時間が最も早い機器（高レベル廃液混合槽）で三十五時間程度」と評価されていることは、それぞれの評価の前提条件が異なるものと承知している。前者は、六ヶ所再処理施設の設計上想定されている条件等の下で評価をしているものであるのに対し、後者は、六ヶ所再処理施設の実態に即した条件の下で評価をしているものであり、これらを単純に比較してどちらの値が真実か評価することは適切ではないと考えている。

三について

前回答弁書一の３についてでお答えしたとおり、冷却機能の確保が、安全を確保するために重要と考えている。