返還ガラス固化体の安全の確認に関する質問主意書

電力四社より提出された平成七年二月二十日付「事業所外廃棄確認申請書」（以下「廃棄確認申請」という。）は、平成七年五月十六日付及び六月三十日付「事業所外廃棄確認申請書本文の一部補正について」（以下「補正書」という。）において二度補正された後に、「確認証」が平成七年九月二十九日付で交付され、この確認によって、返還ガラス固化体は貯蔵管理施設に収納された。

収納されたガラス固化体の安全の確認は、何に基づき、何を確認したのか疑問がある。以下、質問をする。

一　返還ガラス固化体の承認と安全確認について

わが国においては、ガラス固化体の製造について安全性を確保するために承認された製造基準、安全基準はない。また、国際的にも安全性を確保するために承認されたガラス固化体の製造基準、安全基準はない。

しかるにＣＯＧＥＭＡの製造するガラス固化体が安全なものであるとの確認は、ＣＯＧＥＭＡの提示したガラス固化体製造仕様（以下「ＣＯＧＥＭＡ仕様」という。）の安全性と妥当性をわが国が確認、承認することが前提となるはずである。

その上で、製造されたガラス固化体が仕様どおりに製造されていることを確認する必要がある。

１　ガラス固化体の製造基準、安全基準を何故、作成、制定しないのか。

２　低レベル廃棄物には廃棄に関する安全基準があるのに、何故、ガラス固化体の安全基準はないのか。その理由は何か。

３　原子力安全委員会決定「海外再処理に伴う返還廃棄物の安全の考え方等について」では、「ガラス固化体の安全」、「貯蔵施設の安全」それぞれの安全と組み合わせの安全によって「安全」が確保されるとしている。

�@　「ＣＯＧＥＭＡ仕様」を「承認」しなくてよいのか。その理由は何か。

�A　「ＣＯＧＥＭＡ仕様」の安全性、妥当性を「確認」したのか。いつしたのか。していないとすれば、「確認」しない理由は何か。

�B　「ＣＯＧＥＭＡ仕様」は、九段積みの貯蔵を前提としていない。製造者であるＣＯＧＥＭＡは、ガラス固化体を九段積みにして三十年間から五十年間貯蔵しても、ガラス固化体は健全であることを保証しているのか。

保証していないとすれば、誰が保証するのか。

４　返還ガラス固化体が「ＣＯＧＥＭＡ仕様」どおりに製造されているということを確認、保証したのは、いつ、誰がしたのか。

５　返還ガラス固化体が「ＣＯＧＥＭＡ仕様」の保証パラメータの数値内に製造されていることを確認、保証したのは、いつ、誰がしたのか。

６　返還ガラス固化体が「ＣＯＧＥＭＡ仕様」の保証パラメータの数値内に製造されていないことが確認された場合には、どうするのか。ＣＯＧＥＭＡに再返還できるのか。

７　返還ガラス固化体が「ＣＯＧＥＭＡ仕様」どおりに製造されていないことが確認された場合には、どうするのか。ＣＯＧＥＭＡに再返還できるのか。

二　「廃棄確認申請」の「確認基準」について

１　貯蔵管理施設に受け入れ可能なガラス固化体の基準は、廃棄物事業許可申請に添付されたガラス固化体の仕様内であることか。違うとすれば、何が受け入れ可能基準となるのか。

２　確認項目には、ガラス固化体の数値に関する記載がない。確認基準となる数値は、いつ、誰によって定められ、誰によって「承認」された数値なのか。

三　五月十六日付「補正書」について

１　補正書提出の理由について

�@　返還ガラス固化体に関する資料変更の通知がＣＯＧＥＭＡからあったのか。いつ、どの様な変更を通知してきたのか。

�A　ＣＯＧＥＭＡからの資料変更がないとすれば、補正は電力会社の自主的なものか。それとも科学技術庁の指示または指導によるものか。

２　補正内容について

「容器肉厚は約五ミリであり、強度を担保する上で必要な部分の容器肉厚は五ミリ以上である。」と補正している。

�@　「ＣＯＧＥＭＡ仕様」では容器肉厚は五ミリである。容器製造時の仕様が変更になったのか。変更されたのはいつか。

�A　「ＣＯＧＥＭＡ仕様」の変更がなかったとすれば、空容器の形状・寸法並びに重量は保証パラメータであるのだから、保証されていなかったことになるのではないか。

�B　強度を担保する上で必要な部分とはどこか。肩部か、溶接部か。

�C　五ミリから五ミリ以上へ厚くなった分は、高レベル廃液注入後に厚くしたのか。どの様にして厚くしたのか。

３　「ビューロ・ベリタスの技術監査」に関して

�@　「ビューロ・ベリタスの技術監査」に係ることが、添付書類一に追加された理由は何か。

�A　添付書類一への「ビューロ・ベリタスの技術監査」に係ることの追加は、「廃棄物の内容」については「ＣＯＧＥＭＡ仕様」を満たすことをビューロ・ベリタスは確認しているということか。

�B　「ビューロ・ベリタスの技術監査」に係る確認が、添付書類二から削除された理由は何か。

�C　「ビューロ・ベリタスの技術監査」に係る確認が、添付書類二から削除されたということは、「固型化の方法」について「ＣＯＧＥＭＡ仕様」を満たすことをビューロ・ベリタスは確認していないということか。

�D　「ビューロ・ベリタスの技術監査」に係る確認で、「ＣＯＧＥＭＡ仕様」を満たすことを確認しているのは、「廃棄物の内容」のみか。

４　「ＣＯＧＥＭＡ仕様」では容器重量は八十キログラムとなっていたが、返還されてきた容器重量は九十キログラムであり、十キログラム多い。

�@　容器肉厚五ミリから五ミリ以上に厚くなった分がそのまま増えたのか。

�A　「ＣＯＧＥＭＡ仕様」の容器重量に変更があったのか。変更があったのはいつか。

�B　変更がないとすれば何故、十キログラム増えたのか。増えた理由は何か。

５　一三七ｍバリウムの放射能濃度を一三七セシウムの九十四パーセントから九十四・六パーセントに変更した理由は何か。

６　「ガラス固化体からの中性子発生数の計算方法」の追加理由は何か。

７　添付書類六で「耐食性」が削除されたが理由は何か。耐食性は保証されないことになったのか。

四　六月三十日付「補正書」の理由

１　検査日程の三ヶ月延長補正の届出が、補正期限最終日では不自然である。何故、補正期限最終日であったのか。

２　五月二十二日の検査開始時点で、すでに週六本のペースが週三本のペースで行われる計画で延長は明らかなはず。とても計画的とはいえない。何故、検査計画、日程の見通しが立てられなかったのか。

３　廃棄収納日は、科学技術庁の確認後十日間から補正により確認証交付後二十日以内となり、実際には六日間で収納している。不必要に十日間多くした理由は何か。

五　「廃棄確認申請」の受付について

１　発熱量、放射能濃度の決定に関して、原子力安全委員会「海外再処理に伴う返還廃棄物（ガラス固化体）の輸入に関連して所管行政庁から報告を受けるべき事項について」を補正で追加しているが、本来、二月二十日の申請時になければならないものである。二月二十日の申請時に、何故、申請を受け付けたのか。

２　関西電力二月二十日付「廃棄確認申請」では、容器外径「約四三〇ミリ」を「約三〇ミリ」とした明らかな記載ミスが数多くあるにもかかわらず、何故、申請を受け付けたのか。

３　関西電力六月三十日付「補正書」では、確認を受けようとする年月日「平成七年二年」となっているが、これは明らかに間違いである。補正されないまま、何故、受け付けたのか。

六　返還ガラス固化体測定について

１　「廃棄確認申請」添付の発熱量計算シートでは、返還ガラス固化体の発熱量は一・四六ＫＷを超えていない。しかし、発熱量の測定では二十体が一・四六ＫＷを超えている。これは輸送物設計許可基準の発熱量一・四六ＫＷ以下に抵触する。測定誤差があるとしても、今回の返還輸送は輸送法令違反ではないのか。違反でないとすれば、その理由は何か。

２　発熱量測定よりも「廃棄確認申請」添付の発熱量計算数値の方が優先されるとすれば、測定をする意味がなくなる。測定の目的は何か。

３　「廃棄確認申請」添付の発熱量、放射能濃度計算シートの計算方法と計算結果を確認、保証するのは誰か。

七　「確認証」交付の「確認」について

１　「ＣＯＧＥＭＡ仕様」に基づいて製造されたガラス固化体は、九段積みにして三十年間から五十年間貯蔵しても健全であることを確認したのか。確認していないとすれば、いつ、誰が確認しているのか。

２　返還されたガラス固化体は、「ＣＯＧＥＭＡ仕様」どおりに製造されていることを確認したのか。確認していないとすれば、いつ、誰が確認しているのか。

３　返還されたガラス固化体は、「ＣＯＧＥＭＡ仕様」で保証している保証パラメータの数値内であることを確認したのか。確認していないとすれば、いつ、誰が確認しているのか。

４　「廃棄確認申請」添付の発熱量、放射能濃度計算シートの計算方法と計算結果は、返還されたガラス固化体の発熱量、放射能濃度と間違いないことを確認したのか。

５　科学技術庁は、「廃棄確認申請」記載値を求めた高レベル放射性廃液の核種組成等の生データーを持っているのか。

八　ＣＯＧＥＭＡへの再返還条件について

１　次の場合ＣＯＧＥＭＡに再返還できるのか、否か。

�@　保証パラメータ数値の範囲外であることが確認された場合。

�A　「ＣＯＧＥＭＡ仕様」どおりに製造されていないことが確認された場合。

�B　容器内放射能の漏洩が確認された場合。

�C　容器に破損が確認された場合。

２　１の�@、�A、�B、�C以外に、どんな場合に再返還できるのか。

九　次回のガラス固化体返還計画について

１　次回の返還ガラス固化体の本数は九十六本か。

２　次回の返還ガラス固化体の返還はいつ頃の予定か。

３　次回のガラス固化体返還計画で、今回のガラス固化体返還計画と手続き上異なること、変更されることは何かあるか。

右質問する。

一の１から３までについて

海外から我が国に返還されるガラス固化体（使用済燃料を溶解した液体から核燃料物質その他の有用物質を分離した残りの液体をガラスにより容器に固型化したものをいう。以下同じ。）については、仕様そのものについての具体的基準等により法的に規制されているのではなく、その廃棄に係る安全性は、当該ガラス固化体が日本原燃株式会社（以下「日本原燃」という。）の廃棄物管理施設において管理される期間を通じて、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。）に基づく廃棄物管理の事業に係る規制及び工場又は事業所の外において行われる廃棄に係る規制等によって確保されるものである。

なお、ガラス固化体を九段積みにして三十年間から五十年間貯蔵しても当該ガラス固化体が健全であることについてフランス核燃料会社（以下「ＣＯＧＥＭＡ」という。）が保証しているか否かについては承知していない。

一の４及び５について

ＣＯＧＥＭＡに使用済燃料の再処理を委託した我が国の電気事業者が昭和六十一年九月一日付けでＣＯＧＥＭＡから受領したガラス固化体の仕様（以下「ＣＯＧＥＭＡ仕様」という。）においては、ガラス固化時の容器当たりの放射能量としてセシウム一三七については十八万キュリー未満、ストロンチウム九〇については十二万五千キュリー未満であること等がＣＯＧＥＭＡにより保証されると示されており、また、フランスから平成七年四月に返還されたガラス固化体については、残滓（輸送及び電力会社への返還に適する形態になっている廃棄物をいう。以下同じ。）の製造等のために設定されたＣＯＧＥＭＡの品質管理及び品質保証措置がＣＯＧＥＭＡから当該電気事業者に提出された仕様を満たす残滓の製造及びその品質の保持のために適切なものであること等について平成五年三月十六日、同年三月二十二日及び平成六年十一月二十九日付けでビューロ・ベリタス（以下「ＢＶ」という。）が確認しているものと承知している。

一の６及び７並びに八について

ＣＯＧＥＭＡに使用済燃料の再処理を委託した我が国の電気事業者とＣＯＧＥＭＡとの間の平成七年四月に返還されたガラス固化体に係る輸送契約によれば、同契約に基づくガラス固化体の検査において当該ガラス固化体が日本原燃の廃棄物管理設備に受入不能であると判明した場合には、両者はその原因及び採り得る対応策に関して互いに協議するものとされていると承知している。

二について

廃棄物管理の事業を行おうとする者は原子炉等規制法に基づきその設置する廃棄物管理設備等において廃棄物管理を行う放射性廃棄物に含まれる放射性物質の種類ごとの最大放射能濃度等を記載した廃棄物管理事業許可申請書を提出し内閣総理大臣の許可を受けることとなっており、海外から我が国に返還されるガラス固化体が電気事業者により廃棄物管理設備に廃棄される際には、その放射能濃度等が当該廃棄物管理設備において管理することができるものとすること等の保安のために必要な措置を講ずることが電気事業者に義務付けられ、当該措置が核燃料物質等の工場又は事業所の外における廃棄に関する規則（昭和五十三年総理府令第五十六号。以下「事業所外廃棄規則」という。）の規定に適合することについて科学技術庁長官が確認することとなっている。

三の１について

平成七年四月に返還されたガラス固化体を廃棄しようとする電気事業者が同年二月二十日付けで提出した事業所外廃棄確認申請書（以下「二月二十日付け申請書」という。）及び同添付書類について同年五月十六日付けで一部補正が行われたのは、ＣＯＧＥＭＡによりガラス固化体に係る資料の変更が行われたことによるものではなく、当該電気事業者の自主的な判断によるものであると承知している。

三の２の�@、�A及び�Cについて

ＣＯＧＥＭＡ仕様におけるガラス固化体の容器の肉厚の値は、保証パラメータ（ＣＯＧＥＭＡにより保証される諸元をいう。）ではなく標準的なガラス固化体についての値（以下「標準値」という。）であり、変更されていないと承知している。また、平成七年四月に返還されたガラス固化体の容器の肉厚について、容器製造時から変更が加えられた事実はないと承知している。

三の２の�Bについて

御指摘の「強度を担保する上で必要な部分」とは、補正後の二月二十日付け申請書添付書類三によれば、日本原燃の廃棄物管理設備においてガラス固化体を九段積みにして貯蔵する際に発生する荷重等を負担する部分である。

三の３の�@から�Cまでについて

御指摘のＢＶの技術監査に係る記載については、記載箇所の適正化を図るため、申請を行った電気事業者が二月二十日付け申請書添付書類二から削除し、同添付書類一に追加したものと承知している。

三の３の�Dについて

平成七年四月に返還されたガラス固化体については、残滓の製造等のために設定されたＣＯＧＥＭＡの品質管理及び品質保証措置がＣＯＧＥＭＡから電気事業者に提出された仕様を満たす残滓の製造及びその品質の保持のために適切なものであること等についてＢＶが確認しているものと承知している。

三の４について

ＣＯＧＥＭＡ仕様におけるガラス固化体の容器の重量の値は標準値であり、変更されていないと承知している。また、平成七年四月に返還されたガラス固化体の容器の重量が当該仕様におけるガラス固化体の容器の重量の値より大きい理由については承知していない。

三の５について

御指摘のセシウム一三七からバリウム一三七ｍへの分岐比の値の変更については、二月二十日付け申請書添付書類四及び五における当該分岐比の値と放射性核種の半減期の値の出典が異なっていたため、これらの出典を統一するために行われたものと承知している。

三の６について

御指摘の「ＣＯＧＥＭＡガラス固化体からの中性子発生数の計算方法」については、二月二十日付け申請書におけるアルファ線を放出する放射性物質の放射能濃度の値が妥当であることを示すための参考資料として、二月二十日付け申請書添付書類五に追加されたものと承知している。

三の７について

二月二十日付け申請書添付書類六において「耐食性」の文言が削除されたのは、申請を行った電気事業者においてガラス固化体の容器の耐食性を維持できることについてより具体的に記述することとしたことに伴うものであると承知している。

四の１について

御指摘の二月二十日付け申請書の一部補正が平成七年六月三十日付けで行われたことの理由については承知していない。

四の２について

平成七年五月の時点で、同年四月に返還されたガラス固化体に係る原子炉等規制法に基づく廃棄に関する確認に要する日数について、申請を行った電気事業者において見通しが立っていたか否かについては承知していない。

四の３について

二月二十日付け申請書の一部補正において「確認証の交付後二十日以内」とされたことについては、申請を行った電気事業者が当該ガラス固化体の廃棄物管理設備への廃棄に要する日数を余裕を持って設定したことによるものと承知している。

五について

二月二十日付け申請書及び御指摘の同申請書の一部補正については、これらに必要な事項の記載及び必要な書類の添付がなされていると判断されたため、受理したものである。

六の１について

平成七年四月に返還されたガラス固化体の輸送については、原子炉等規制法に基づき、輸送容器にガラス固化体を収納したものがＢＭ型輸送物に係る技術上の基準に適合することについて科学技術庁長官が確認しており、法令の違反はない。

六の２について

御指摘の発熱量の測定については、平成七年四月に返還されたガラス固化体が申請を行った電気事業者により廃棄物管理設備に廃棄される場合に講じられる保安のために必要な措置が事業所外廃棄規則の規定に適合することを科学技術庁長官が確認するに当たって、二月二十日付け申請書の記載内容が妥当であることを確かめるために行ったものである。

六の３について

科学技術庁長官は、平成七年四月に返還されたガラス固化体が申請を行った電気事業者により廃棄物管理設備に廃棄される場合に講じられる保安のために必要な措置が事業所外廃棄規則の規定に適合することについて確認するに当たって、当該電気事業者により「海外再処理に伴う返還廃棄物（ガラス固化体）の輸入に関連して所管行政庁から報告を受けるべき事項について」（平成六年六月二日原子力安全委員会了承）に示された方法に従って発熱量及び放射能濃度が適切に決定されていることを確かめている。

七の１から３までについて

海外から我が国に返還されるガラス固化体については、仕様そのものについての具体的基準等により法的に規制されているのではなく、その廃棄に係る安全性は、当該ガラス固化体が日本原燃の廃棄物管理施設において管理される期間を通じて、原子炉等規制法に基づく廃棄物管理の事業に係る規制及び工場又は事業所の外において行われる廃棄に係る規制等によって確保されるものである。なお、かかる安全規制の一環として、当該ガラス固化体が電気事業者により廃棄物管理設備に廃棄される際には、その放射能濃度、発熱量等が当該廃棄物管理設備において管理することができるものとすること等の保安のために必要な措置を講ずることが電気事業者に義務付けられており、当該措置が事業所外廃棄規則の規定に適合することについて、当該ガラス固化体が当該廃棄物管理設備に廃棄される前に科学技術庁長官が確認することとなっている。

また、ＣＯＧＥＭＡ仕様においては、ガラス固化時の容器当たりの放射能量としてセシウム一三七については十八万キュリー未満、ストロンチウム九〇については十二万五千キュリー未満であること等がＣＯＧＥＭＡにより保証されると示され、さらに、平成七年四月に返還されたガラス固化体については、残滓の製造等のために設定されたＣＯＧＥＭＡの品質管理及び品質保証措置がＣＯＧＥＭＡから電気事業者に提出された仕様を満たす残滓の製造及びその品質の保持のために適切なものであること等について平成五年三月十六日、同年三月二十二日及び平成六年十一月二十九日付けでＢＶが確認しているが、これらにより、廃棄に関する確認の申請を行った電気事業者は、当該ガラス固化体がＣＯＧＥＭＡ仕様を満たして製造されたものと認識していると承知している。

七の４について

科学技術庁長官は、平成七年四月に返還されたガラス固化体が申請を行った電気事業者により廃棄物管理設備に廃棄される場合に講じられる保安のために必要な措置が事業所外廃棄規則の規定に適合することについて確認するに当たって、二月二十日付け申請書添付書類四及び五の記載内容が妥当であることを確かめている。

七の５について

科学技術庁長官に提出された二月二十日付け申請書添付書類四及び五において記載されている放射性物質の種類ごとの放射能濃度は、平成七年四月に返還されたガラス固化体に係る廃液の分析結果から算出したものであると承知している。

九について

次回フランスから返還される予定のガラス固化体の数量及びその具体的な返還時期等については、現在、ＣＯＧＥＭＡに使用済燃料の再処理を委託した我が国の電気事業者とＣＯＧＥＭＡとの間で調整が行われているものと承知している。