東海再処理工場の高放射性廃液の早期安定化に関する質問主意書

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（以下「ＪＡＥＡ」という。）の核燃料サイクル工学研究所（以下「東海再処理工場」という。）におけるガラス固化の進捗状況について質問する。

一　二〇一六年一月のガラス固化再開から現在までに処理した高放射性廃液の量、発生したガラス固化体の本数、まだ処理していない高放射性廃液の量をそれぞれ明らかにされたい。また、ガラス固化した高放射性廃液中のセシウム１３７、ストロンチウム９０の放射能量（ベクレル数）を明らかにされたい。

二　ガラス固化作業は、再開時の計画通りに進んでいないようだが、その理由と対策を明らかにされたい。

三　いつまでに全ての高放射性廃液をガラス固化するのか、今後の処理計画を明らかにされたい。

四　まだ処理していない高放射性廃液をガラス固化した場合、ガラス固化体は何本発生する見込みか、また、東海再処理工場内のガラス固化体貯蔵施設ではガラス固化体を何本貯蔵することができるのか、それぞれ明らかにされたい。全ての高放射性廃液をガラス固化した場合に発生するガラス固化体の本数が、当該貯蔵施設での貯蔵可能本数以上になるのではないかと聞いているが、当該貯蔵施設では貯蔵しきれないガラス固化体が発生した場合、これをどこでどのように貯蔵するのか、ガラス固化体の最終処分の計画と併せて明らかにされたい。

五　ガラス固化溶融炉への白金族の沈積（以下「白金族沈積問題」という。）はガラス固化溶融炉で起こる最も深刻な問題であり、日本原燃株式会社六ヶ所再処理工場でも悩まされ続けているところである。しかし、白金族沈積問題が解決されなければ、いつになっても高放射性廃液が存在し続け、国民の安全が脅かされることになってしまう。東海再処理工場の技術を移転した六ヶ所再処理工場でのガラス固化体の製造が正常にできたのかも疑われてしまう。白金族沈積問題は解決できたのか、解決できない場合はどのような対策を考えているのか、明らかにされたい。

六　東海再処理工場における高放射性廃液が極めて高い危険性を有することに鑑みると、ガラス固化体の製造に当たっては、ＬＦＣＭ法（ジュール加熱方式）は止めて、英仏で行われているＡＶＭ法（ロータリーキルン・高周波誘導加熱方式）を導入し、高放射性廃液を早期に固化しリスクを低減させるべきではないか。

右質問する。

一について

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（以下「原子力機構」という。）が、平成二十九年六月九日に原子力規制委員会の東海再処理施設等安全監視チーム（以下「監視チーム」という。）に提出した「ガラス固化技術開発施設（ＴＶＦ）における固化処理状況について」及び同年九月十一日に監視チームに提出した「ガラス固化処理計画見直し検討の進捗」によると、原子力機構の核燃料サイクル工学研究所再処理施設（以下「東海再処理施設」という。）において、平成二十八年一月二十五日から平成二十九年六月四日までにガラス固化処理を行った高放射性廃液の量は約三十四立方メートルであり、当該期間に製造したガラス固化体は五十九本であったとのことである。なお、当該期間の経過後、東海再処理施設において、高放射性廃液のガラス固化処理及びガラス固化体の製造は行われていないものと承知している。

また、原子力機構が同年十一月二十八日に監視チームに提出した「ガラス固化処理計画の見直しを踏まえた廃止措置計画への反映について」によると、東海再処理施設において保有している高放射性廃液の量は、同年九月三十日時点で約三百三十八立方メートルであったとのことである。

さらに、お尋ねの「ガラス固化した高放射性廃液中のセシウム１３７、ストロンチウム９０の放射能量（ベクレル数）」については承知していない。

二について

原子力機構からは、東海再処理施設におけるガラス固化作業の一時中断は、機器の故障に起因するものであり、対策としては計画的に機器を更新すること等を実施する予定であると聞いている。

三について

原子力機構が平成三十年二月二十八日に提出した「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構　核燃料サイクル工学研究所　再処理施設に係る廃止措置計画認可申請書の一部補正について」（以下「補正申請」という。）では、東海再処理施設における高放射性廃液のガラス固化について、平成四十年度末までの終了を目指すとされている。

四について

原子力機構が平成三十年一月二十三日に監視チームに提出した「ガラス固化処理計画の見直しの検討経緯とＴＶＦの状況について」によると、東海再処理施設において保有している高放射性廃液をガラス固化処理した際に製造されるガラス固化体は五百七十一本であると見込まれるとのことである。他方、原子力機構が平成二十九年二月二十日に監視チームに提出した「東海再処理施設の廃止に向けた計画の進捗状況について」によると、東海再処理施設における現在のガラス固化体の保管能力は四百二十本とのことであるが、補正申請では「現在のガラス固化技術開発施設（ＴＶＦ）におけるガラス固化体の保管を六段積みから九段積みに変更し、四百二十本から六百三十本とするガラス固化体の保管能力の増強を早期に行う。さらには六百三十本を超えるガラス固化体を保管できるよう新規保管施設の建設を必要な時期に行う」とされており、製造されるガラス固化体の全てを東海再処理施設内で貯蔵できるようにする予定であると承知している。

また、東海再処理施設のガラス固化体を含む高レベル放射性廃棄物の最終処分については、原子力発電環境整備機構において、特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律（平成十二年法律第百十七号）に基づく文献調査を行うために、平成十四年以降、文献調査の対象地域に係る公募を全国の自治体に対して実施しているが、現時点において、文献調査の実施には至っていない。このような事情を踏まえ、「特定放射性廃棄物の最終処分に関する基本方針」（平成二十七年五月二十二日閣議決定）を定め、国が前面に立って取り組むこととしている。

五について

お尋ねの「白金族沈積問題は解決」の意味するところが明らかではないため、お答えすることは困難であるが、いずれにせよ、原子力機構に対し、東海再処理施設の廃止を、安全確保を大前提として、着実かつ責任を持って進めるように、今後とも指導してまいりたい。

六について

ガラス固化体の製造方法については、まずは事業者が判断するものと考えている。