日本原燃株式会社六ヶ所再処理工場の高レベル廃液のガラス固化に関する再質問主意書

「日本原燃株式会社六ヶ所再処理工場の高レベル廃液のガラス固化に関する質問主意書」（第百八十九回国会質問第一六六号）に対する答弁書（内閣参質一八九第一六六号。以下「前回答弁書」という。）が本年六月二十二日に提出された。

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。）の事故により高レベル廃液に含まれる超高濃度の放射性物質が環境に放出されてしまうのではないか、との懸念を持つ地元の方々にとっては、高レベル廃液とその放射性物質がガラス固化によりどれだけ除かれ、放射性物質の潜在的リスクが軽減したかが差し当たって最大の関心事である。そういった地元の方々に対し、国や日本原燃はガラス固化によるリスクの減少について知らせ、安心していただく責任があると考える。

そのため、分かりやすい丁寧な説明をするべきだが、前回答弁書の内容はその点、全く不十分であり、国民の理解を得ようとする姿勢を感じられなかった。そこで改めて質問するので、国民の信頼を得られるように分かりやすく答弁されたい。そして、人と環境を守るため絶対に大事故を起こさないよう、高レベル廃液の日常的な厳しい管理を強く求めるものである。

以下、前回答弁書の内容の疑問点について再度質問をする。

一　私がこれまでに質問主意書で尋ねていた六ヶ所再処理工場における高レベル廃液の貯蔵量について、政府は「高レベル廃液貯蔵設備」に貯蔵されているものだけを高レベル廃液として答弁していたことが前回答弁書で初めて分かった。高レベル廃液は一立方メートル（広島に投下された原爆で放出された約三十倍のセシウム一三七を含む）でも環境に漏れると過酷事故になるが、最大で六十立方メートルもの貯蔵量に及ぶ、「平成二十五年二月一日の時点で、既に高レベル廃液ガラス固化設備に移送されていた高レベル廃液」（以下「ガラス固化待ちの高レベル廃液」という。）を高レベル廃液量から除外して答弁してきたことは不誠実であり、国民の安全を守る観点から納得できない。ガラス固化待ちの高レベル廃液を除外して質問主意書に答弁してきた理由を示されたい。

二　前記一に関して、「高レベル廃液貯蔵設備」に貯蔵されている高レベル廃液中のセシウム一三七の放射能量は二〇一三年二月一日時点と二〇一五年三月四日時点で約五百二十ペタベクレルと、同数値であった。半減期による減衰が約二十ペタベクレルあるものと推定できるが、放射能量が変わらなかった理由を示されたい。

三　ガラス固化待ちの高レベル廃液の量と高レベル廃液に含まれるセシウム一三七の放射能量について、二〇一三年二月一日、ガラス固化前の二〇一三年五月七日、ガラス固化終了時点の二〇一三年五月三十一日及び二〇一五年三月四日各々の数値を示されたい（Ａ、Ｂ系列の区別が必要な場合は分けて示されたい。）。数値を示せない場合その理由を示されたい。

四　高レベル廃液の潜在的リスクを軽減させるためガラス固化をしているはずだが、前回答弁書では「「ガラス固化され除かれたセシウム一三七の放射能量」については、日本原燃からは、把握していないと聞いている」との答弁があった。放射能量の除去量を確認せずに高レベル廃液の管理はできないと考えるが、高レベル廃液中のセシウム一三七等の放射能量を確認せずに、どのようにして高レベル廃液の放射能管理を行い、国民の安全を保障するのか、政府の見解を示されたい。

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。）によると、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。）において、高レベル放射性液体廃棄物（以下「高レベル廃液」という。）の貯蔵を目的としている設備は高レベル廃液ガラス固化建屋の高レベル廃液貯蔵設備（以下「貯蔵設備」という。）であり、お尋ねの「ガラス固化待ちの高レベル廃液」については、貯蔵されているものではなく、ガラス固化体を製造する過程のものであるとのことから、貯蔵設備に貯蔵していた高レベル廃液の量をこれまでお尋ねの「高レベル廃液の貯蔵量」として答弁してきたものである。

二について

お尋ねの「放射能量が変わらなかった理由」については、日本原燃から、六ヶ所再処理施設を管理するために必要な設備の運転として、高レベル廃液及び高レベル廃液以外の放射性物質を含む液体状の物質を内包する設備から発生する放射性物質を含む気体状の物質を水と接触させることによって回収し、濃縮した上で、高レベル廃液として貯蔵設備に移送しており、これにより定常的に高レベル廃液が発生しているためであると聞いている。

三について

日本原燃から、お尋ねの「ガラス固化待ちの高レベル廃液の量」については、ガラス固化体の製造及び高レベル廃液ガラス固化設備内の高レベル廃液の撹拌を行う設備の運転によって常に変動するものであることから、具体的な数字を示すことはできないと聞いている。

また、日本原燃から、お尋ねの「高レベル廃液に含まれるセシウム一三七の放射能量」については、高レベル廃液ガラス固化設備内の高レベル廃液に含まれる核種ごとの放射能量の分析を行っていないことから、具体的な数字を示すことはできないと聞いている。

四について

六ヶ所再処理施設については、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。以下「原子炉等規制法」という。）第四十四条第一項の規定に基づく再処理の事業の指定に係る審査において、科学技術庁（当時）が、再処理施設安全審査指針（昭和六十一年二月二十日原子力安全委員会決定）を踏まえ、高レベル廃液を内蔵する系統及び機器が放射性物質を限定された区域に閉じ込める機能を有する設計であること等により高レベル廃液による災害の防止上支障がないものであることを確認している。

また、日本原燃は、原子炉等規制法第五十条第一項の規定に基づき、使用済燃料の再処理の事業に関する規則（昭和四十六年総理府令第十号）で定めるところにより、六ヶ所再処理施設の性能が再処理施設の性能に係る技術基準に関する規則（平成二十五年原子力規制委員会規則第二十九号）で定める技術上の基準に適合するように維持されていること等を確認するために行う施設定期自主検査に関すること等について保安規定を定めており、日本原燃及びその従業者は、同条第四項の規定に基づき、これを守らなければならないとされている。また、原子力規制委員会においては、同条第五項の規定に基づき、日本原燃及びその従業者が保安規定を遵守しているかについて、定期的に検査を行い確認している。