パブコメ意見一覧（WEB 投稿）【伊方３】
整理番号

意見全文
原子力規制委員会の 2020 年 3 月 23 日の臨時会議で、乾式貯蔵施設は「震源を特定せず策定する0625E1

地震動」を対象とすべきでない旨の議決がなされていますので、本審査書におかれましても当該地震動を対象外とされるか、対象外とされない理由を追記して頂けるとご判断の経緯がより理解し易くなると思います。
線量計算に当たっては、キャスクや乾式貯蔵建屋の開口部を適切にモデル化していますか（マス0628E1

キングのため確認不可）。開口部をモデル化していない場合、そこからの放射線の漏えいによって線量が上昇します。

0630E1

国策で原発推進をして国民の同意なく税金補助しており四国電力関係者の人件費が高すぎる。納税者からの監査対象企業である。
審査書案の記載 「３．兼用キャスクの耐震設計方針

申請者は、兼用キャスクの耐震設計について、以下のとおりの方針としている。 （４）波及的影響に係る設計方針 波及的影響の評価に当たっては、耐震重要施設の耐震設計に用いる地震動又は地震力を適用する。
」について、
0714Ｅ1

設置変更許可申請上は、添付資料八の「1.4.1.5 項(2)使用済燃料乾式貯蔵容器」において「使用済燃料乾式貯蔵容器の設計に用いる地震動又は地震力」としています。添付資料八の「1.4.1.5 項(1)耐震重要施設」から誤って引用されたと考えられるため、「1.4.1.5 項(2)使用済燃料乾式貯蔵容器」から引用いただき、「波及的影響の評価に当たっては、使用済燃料乾式貯蔵容器の耐震設計に用いる地震動又は地震力を適用する。」との記載が適切ではないでしょうか。
審査書案の記載 「２．地震力の算定方針

0714E2

申請者は、以下のとおり、地震力を設定する方針としている。 （１）基準地震動による地震力 （２）兼用キャスクの地震力の算定方針 （３）兼用キャスクの地震力の算定方針」について、 「（３）兼用キャスクの地震力の算定方針」は「（３）周辺施設の地震力の算定方針」が適切ではないでしょうか。
西日本の原発は地震のみならず火山の影響を多大に受ける危険性が高く、地震の際に、全電源喪失・断水が、数週間～数ヶ月続いても大丈夫なような乾式貯蔵が必要なだけでなく、断層や火山の影響により、壊滅的被害を受けない場所への緊急搬送を可能にする必要があります。日本列島

0715Ｅ1では、絶対安全な場所がなく、使用済み核燃料を１００～３００年間は、最低、保護する長期的な仕組みが必要です。アメリカでもソ連でも中国でも、ずさんな管理により、放射性廃棄物が漏れ出し、環境、特に、水に悪影響を与える事態が頻出しています。漏れた場合にどうするか、動
かすにはどうするか、そこを日本の政策の重要課題としてください。

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意見の内容
意見の趣旨：四国電力伊方発電所（以下、伊方原発）において使用済み核燃料を乾式貯蔵す
ることに反対する。
意見の理由：令和 2 年 2 月 24 日原子力規制委員会作成の四国電力株式会社伊方発電所の発電用原子炉設置変更許可申請書（3 号原子炉施設の変更）に関する審査書（案）（以下、審査書案）において適正な審査がなされていないので伊方原発敷地内で使用済み核燃料を乾式貯蔵してはならない。
審査書案 9 ページ中央に、２．地質境界断層としての中央構造線に係る既許可申請への影響確認の項が設けられており、同ページ中央やや下部に、≪規制委員会は、地震調査委員会(2017)を踏まえても、既許可申請の基準地震動に変更はないとしている申請者の評価については、以下のことから妥当と判断した。≫とある。
また、≪・地質境界断層としての中央構造線について、地震調査委員会(2017)では、「現在までのところ探査がなされていないために活断層と認定されていない。今後の詳細な調査が求められる。」と記載されている。これについては、既許可申請において、敷地前面の海底谷の地形調査、地質境界としての中央構造線が確認できる入り組んだ湾内部も対象にした海上音波探査等の結果から、敷地近傍には後期更新世以降の地層に変位を及ぼすような活断層が存在していないとしており、さらに文部科学省・京都大学(2017)の内容を確認した結果、既許可申請の評価結果を肯定する内容であることを確認した。したがって、地質境界断層として0716Ｅ1の中央構造線に係る地震調査委員会(2017)の記載を踏まえても、既許可申請の評価を見直す必要はないと判断されること。≫と結論した。
しかし、地震調査委員会が中央構造線断層帯(金剛山地東縁－由布院)の長期評価（第二版）の中で地質境界断層としての中央構造線について述べているのは、「三波川帯と領家帯
上面の接合部以浅の中央構造線も活断層である可能性を考慮に入れておくことが必要と考えられる。伊予灘南縁、佐田岬半島沿岸の中央構造線については現在までのところ探査がなされていないために活断層と認定されていない。今後の詳細な調査が求められる。」であり、長期評価（第二版）の中で指摘された重要な「三波川帯と領家帯上面の接合部以浅の中央構造線も活断層である可能性を考慮に入れておくことが必要」が抜けていて、審査書案が 10 ページにおいて、≪地質境界断層としての中央構造線に係る地震調査委員会(2017)の記載を踏
まえても、既許可申請の評価を見直す必要はないと判断≫したことは誤りである。尚、付言するが、文部科学省・京都大学なる大学は 2017 年には存在しない。
さらに、長期評価（第二版）の記載では、「伊予灘から豊予海峡を経て別府湾に至る地域では、中央構造線の北側に新期堆積物によって充填された狭長な半地溝状堆積盆地が続くと推定されており、反射法地震探査をはじめ各種の物理探査が精力的に行われてきた。その結果、この堆積盆地は中央構造線の活動によって形成されたものであることが明らか」、「中央構造線断層帯が下方において中角である中央構造線を切断している事実が確認されないことと、400km 以上にわたる中央構造線に平行してごく近傍にのみ活断層帯が随伴する事実
は、中角である中央構造線の活動に伴って浅部における中央構造線断層帯（活断層）が形
成・成長しているという考えを支持する。」とあり、審査書案 9 ページ記載の≪地質境界として

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意見全文

の中央構造線は活断層ではないとする既許可申請の評価結果を肯定する内容であることを確
認≫の判断は誤りである。また、≪「活断層帯の全体像（断層傾斜角の評価）」に関して、地震調査委員会(2017)の改訂内容は既許可申請の評価に包含されている≫も正しくない。
原子力規制委員会作成の「敷地内及び敷地周辺の地質・地質構造調査に係る審査ガイド」（以下、地質ガイド）には、≪調査については、断層等の活動性の評価が重要であり、目的に応じた調査手法が選定されるとともに、調査手法の適用条件及び精度等に配慮し、調査結果の信頼性と精度が確保されていることを確認する≫、≪調査や評価は、最新の科学的・技術的知見を踏まえていることを確認する≫とある。
審査書案には、上記地質ガイドに盛り込まれた地質・地質構造、地下構造及び地盤等に関する調査・評価の方針が無視され、適正な審査が行われていないことから、四国電力伊方発電所（以下、伊方原発）において使用済み核燃料を乾式貯蔵する際の安全性が確保できない。
審査書案は実態を精査せず申請書を複写したものに過ぎない。
上記の諸理由により四国電力伊方発電所において使用済み核燃料を乾式貯蔵することに反対する。
事故続きの伊方原発３号炉です。事故の原因究明は推測でしかなく、非常に住民が不安に思っています。乾式貯蔵施設も、まだ県が認可しないうちからありきで工事は進んでおり、プルサ
0716E2ーマル運転後の使用済み燃料という特殊性も無視し、再稼働を狙いしゃにむに行われています。六ケ所の再処理工場も動かせない状況で、このまま伊方は核廃棄物の捨て場になってしまいます。南海トラフ地震や、中央構造線の地震があればひとたまりもない土地です。裁判で２回も再稼働が止められている危険な原発を動かさないでください！！
伊方原発使用済み核燃料の乾式貯蔵に反対です。原発廃炉後、また 50 年後の安全な処理

0716E3

方法も定まらぬ中、推進することは無責任過ぎます。きちんとした議論を尽くし、将来についても責任を持つべきです。今の内容で子ども達に顔向け出来ますか。宜しくお願い致します。
まず初めに、これ以上、核のゴミを増やす行為、すなわち、原発を稼働を止めてください。そして、核の巨海の最終職分の方法、処分地を決めてください。「科学的」と意見の募集に対して制限をかけていますが、「科学」とは、そんなに優先されるものなのでしょうか。未知のものに対して「科学」のなんと頼りないものなのか、それは、過0717E1去の歴史を見れば分かると思います。
「放射性物質を即時に科学の力で無害化することはできない」その事実を謙虚に受け止めるべきではないでしょうか。乾式貯蔵で、50 年たった後、どのようなことになるのか、全く科学的に説明されていない。
私たちは、より安全な保管を望み、本変更には反対する。

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意見全文
規制委員会の更田委員長は、「プールより乾式貯蔵の方が安全」と繰り返し発言しています。しかし、乾式貯蔵施設を作っても、使用済燃料プールがなくなるわけではありません。原発を運転する限りプールは必要です。
定期検査ごとに、使用済燃料をいったんはプールに運び込まなければなりません。使用済燃料を乾式キャスクに入れるのは、プールで 15 年以上冷却した後です。
乾式キャスクで放射能漏れが起きれば、キャスクをプールに移送して水中で蓋を開けて修復することになっています。乾式施設にとってプールは必需施設です。

0717E2

ところが、原発が廃炉になったあとはどうなるのでしょう。廃炉後のことは規定されていません。無責任ではないでしょうか？
原子炉から出た使用済燃料は、プールで 15 年以上冷却した後に乾式キャスクに入れることになっています。、
キャスクでの保管期間は約 50 年とされています。2021 年竣工予定とされる六ヶ所再処理工場の寿命は 40 年です。乾式キャスクを再処理工場に運び込もうとしても、そのときには再処理工場は存在しません。乾式貯蔵施設は、そのまま核のゴミ捨て場になるのではないでしょうか？地元を核のゴミ捨て場にする乾式貯蔵を認めることはできません。
使用済み核燃料を貯蔵容器に入れて、原発施設で保管し続けるということだとしりました。保管期間は容器の耐用から 50 年とされていますが、その後はどこにどのように保管するのか明らかにされていません。六ケ所再処理

0718E1

工場が動く見通しがない現状では、地元に保管し続けることになるのではないですか。容器の安全性は 50 年間保たれるのですか。この 2 点に納得がいかず賛成できません。使用済み核燃料をこれ以上増やさないことが解決策だと思います。
使用済燃料という核のゴミをめぐる状況は、ますます矛盾を深め、結果的に将来の子や孫たちに重い負担を残す方向に向いている。乾式貯蔵施設をつくるのは、再処理ができないのに、他方では原発を動かして使用済燃料を生成するからに他ならない。そのことは、原子力委員会の 2018 年 7 月 31 日決定の措置「使用済燃料の貯蔵能力の拡大」に端的に表れている。
使用済燃料をめぐる最も危険な状態は、定期検査に入って数日後に炉心の全燃料が使用済燃料ピットに引っ越してきた状態であり、この状況は乾式貯蔵施設をつくっても何ら変わりはない。

0720E1

乾式貯蔵施設では、放射能漏れが起こると元のプールに移して内部点検を行うことになっているが、原発が廃炉になるとプールも廃棄されるので、そのような措置がとれる保証がない。また別に、建屋が地震で倒れると空冷が成り立たなくなるが、そのような状況でキャスクが早期に救出される保証もない。
とにかく、余剰プルトニウム問題、MOX 問題、高レベル廃棄物処分の見込みが立たないこと等、現在は問題が山積し、ますます矛盾を深めている。そのような中で、原発を動かし続けるために、とりあえず乾式貯蔵施設をつくって、後は野となれ山となれ、子々孫々におまかせしようというのが、乾式貯蔵問題の本質でなので、このような無責任極まりない方策には断固反対する。
乾式キャスクの実用に関しては、まだ知見がすくなすぎて時期尚早。

50 年後以降のことなども、地元の理解も0722E1

得られていないと思います。

予期せぬ事態へも対応できるかどうかも、疑問。
早計に結論をだすべきでは研究の深化とないように思います。

慎重な議論の継続を求めます。

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使用済み燃料の乾式貯蔵施設反対です。乾式貯蔵施設はもし異常があった場合に使用済燃料プールに移0722E2

送して修復するようになっている。使用済燃料プールは原発自体が廃炉になれば存続せず、規制庁も廃炉後は想定していないという。計画自体がおかしい。また、すぐ近くにある中央構造線の活動が活発になっており施設が激震にみまわれたときの対策が非常に厳しい。このようなことでは認められない。
・６ページの８行目「敷地周辺」は３行目「敷地境界」と評価地点が一致していないのではないか？
・６ページの１０行目「目標としている年間 50 マイクロシーベルト」: 設置許可基準規則解釈第２９条第１項で目標としているのは「年間 50 マイクロシーベルト以下」ではないのか？ また、設置許可基準規則第２９条の規定は「通常運転時」におけるものであり、解釈別記４第１６条第２項では建屋としての遮蔽機能がない場合は通常運転時に当たらないと規定しているのであるから、建屋がない状態での判断基準は「50 マイクロシーベルト以下となることを目標に」することではなくて、同項に定めるとおり「周辺監視区域外における線量限度を超えないこと」ではないのか？
・９ページの８行目「湯布院」の読み仮名の記載が漏れています。（「由布院」と同じ？）
・１０ページの４．の文末「上回る」は「上回った」のほうがよいと思います。 前段の記載と同様に。
・１５ページの７行目「上記」は、どの記載を指しているのか？（例えば、２４ページの１行目「上記（１）」のように明示していればわかりやすい。）
・２１ページのローマ数字４－４．１の５行目「本発電所」は略称の定義を記載をしたほうがよいと思います。
・２１ページのローマ数字４－４．１の６行目「発電所敷地内」は「本発電所敷地内」のほうがよいと思います。

0722E3・２２ページのローマ数字４－４．３の６行目「火災」は「外部火災」の誤記では？ 同１２行目で「爆発」も対象としているから。
・２４ページのローマ数字４－６の１６行目「消防法」は法律番号も記載したほうがよいと思います。 １２ページの「原子炉等規制法」の例と同様に。
・２４ページのローマ数字４－６の最終行「のっとった」は「適合する」のほうがよいと思います。 両者の意味に違いはないが、１３ページの１２行目の用例と一致するから。
・２８ページの最下行から上に４行目「Ｓクラス」は「耐震重要度分類のＳクラス」のほうがよいと思います。 ２２ページの「Ｃクラス」の例と同様に。
・３０ページの１９行目と２９行目の「1m」の半角の「1」は、全角の「１」のほうがよいと思います。 同５行目の例と同様に。
・３０ページの２１行目「使用済燃料乾式貯蔵建屋は、設計上考慮すべき自然現象（地震及び津波を含む。）
に対して損懐しない設計とする」： 使用済燃料乾式貯蔵建屋の耐震重要度分類はＣクラスであるので、Ａクラス、Ｂクラスの施設に適用される地震力では損壊するのでは？
・３５ページのローマ数字４－１１の６行目「周辺監視区域外」、１０行目「敷地周辺」、１６行目「発電所周辺」
について： それぞれが同一箇所を指すのであれば用語を統一したらどうか？

0722E4

保管期間は約５０年とされていますが、その後にキャスク（使用済燃料）を搬出する先は決まっていません。このよ
うに、地元が永久的な核のゴミ捨て場になってしまいかねない計画に反対します。

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約５０年間保管した後の使用済燃料キャスクの搬出先は決まっていません。原発の使用済燃料プールが満杯になり、伊方３号の運転ができなくなるのを避けるために、「乾式貯蔵」という新たな核のゴミ捨て場を確保しようとしています。しかし、六ケ所再処理工場については、動く現実的な見込みはないばかりか、動けばプルトニウムの保有量が増えます。そのため、原子力委員会は「プルトニウム保有量を減少させる」ことを決定し、それに見合う措置として「使用済燃料の貯蔵能力の拡大に向けた取組を着実に実施する」としました。つまり、再処理は進
まず、他方で原発は動かすための必要な措置として乾式貯蔵施設を作るのが基本となっています。
仮に六ヶ所再処理工場が動いたとしても、寿命は４０年です。搬出しようとするときには六ヶ所再処理工場は存0722E5

在しません。昨年の政府交渉で、資源エネ庁の担当者は、「寿命４０年」を認めています。さらに、「第二再処理工場」については、エネ庁の広報誌「さいくるアイ」からもなくなり、「具体的に決まっていない。今後の検討課題」と述べるだけでした。規制委員会も国も、それでも乾式貯蔵施設を推進するというのですから、あまりにも無責任です。
伊方原発では、１・２号は既に廃炉が決まり、廃炉作業が始まっています。３号炉は、今年１月に広島高裁で住民勝訴の運転停止仮処分決定が出され止まっています。この間も電源の一時喪失事故等が続いています。
伊方３号の運転を断念し廃炉にすれば、新たに使用済燃料が生まれることもありません。そもそも、乾式貯蔵す
るためには、使用済み燃料を１５年以上プールで冷却する必要があります。１・２号を廃炉にしたら使用済み燃料を冷却するプールはどのように確保するのでしょうか。その意味でも廃炉にするしかないと考えます。
乾式貯蔵は、私たちの故郷を永久的に核の廃棄物ゴミ捨て場にすること。決して許せません。南海トラフ地震、

0722E6中央構造線の地震、、そして何よりも広島高裁で決定が出たように、阿蘇噴火の恐れが及ぶことが危惧されています。絶対に乾式貯蔵を許可しないで下さい。
IV-9 安全施設（第 12 条関係）
兼用キャスクを安全機能の重要度クラス２（PS-2）に分類し、使用済燃料乾式貯蔵建屋はクラス３(PS-3)に分類する設計方針とすることを原子力規制委員会は容認しているが、これは妥当性を欠いている。同建屋も兼0723E1用キャスクと同じクラス２(PS-2)として安全機能の重要度クラスの整合を図るべきである。
(理由) 貯蔵建屋が基準地震動で損壊すれば、兼用キャスクは自然冷却に必要な通風流路が閉塞されて、崩壊熱除熱機能を失うおそれがある。同建屋は兼用キャスクから出てくる崩壊熱の自然冷却を保証できるもの
でなければならない。すなわち、同建屋は兼用キャスクと同等の安全機能の重要度を有しているのである。両者の安全機能の重要度クラスが異なることは、論理的に不適切である。
IV-1.3 兼用キャスク貯蔵施設の耐震設計方針
1.1 兼用キャスク貯蔵施設の耐震設計の基本方針「兼用キャスクの周辺施設は耐震重要度分類の C クラスに適用される静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えることを要求している。」と記されているが、これらの周辺施設（乾式貯蔵建屋、貯蔵架台、0723E2

天井クレーン、その他）は、耐震重要度分類 S クラスとして設計されるべきである。
（理由）内包する使用済燃料の崩壊熱はキャスク外面での自然冷却により除去される設計になっている。キャスクの周辺施設が C クラスの設計では、基準地震動に対して建屋の損壊によりキャスク周辺が天井、側壁、設備機器などの瓦礫で覆われて冷却に必要な通風流路が閉塞され、除熱不能になるおそれがある。また、架台の損壊や天井クレーンの落下があると、機械的な衝撃力によりキャスクの健全性が損なわれるおそれがある。

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I はじめに 2. 判断基準及び審査方針

0723E3

適合性を審査する判断基準として記載されている「設置許可基準規則解釈」の原子力規制委員会決定日
が平成 25 年 6 月 19 日になっている。しかし、同決定版には兼用キャスクについての記述はない。兼用キャスクが追加された改正日に修正すべきである。
使用済み燃料の保管を検討するよりも、先ず原発の稼働を停止することです。

0723E4稼働しながら保管方法を考えても、一方で使用済み燃料は増え続けます。安全な保管方法が確立されていな
い今、まず原発を停止してください。
6. 経年劣化を考慮した材料・構造健全性「使用済燃料の健全性を確保するため、兼用キャスク内部にヘリウムガスを封入し、保持できる構造とする。」

0723E5とあることについて、所定の純度のヘリウムガスが封入されていることの確認はどのようにする基本設計になっているのかを審査し、記載することを求める。内部は負圧のために、空気が僅かずつでも長期間に侵入して腐食雰
囲気になているおそれがあるから、酸素濃度の監視をする必要があるのではないか。この点についての基本設計についても審査と記載を求める。
5．閉じ込め及び監視(1)放射性物質の閉じ込め及び設計上想定される衝撃力に関する設計方針(2)閉じ込め機能の監視及び修復性に関する設計方針
本項目について規制委員会は、申請者の設計方針を確認しているだけであり、それにもとづく基本設計を確認していないことは審査不十分である。
基本設計として、設計貯蔵機関 60 年を通じての負圧維持がどのように担保されているのか、具体的には金属

0723E6

ガスケットの基本寸法、材質、その耐久性試験データなどを確認し、審査書案にも記載すべきである。また設計上想定される衝撃力とは、具体的に何と何を想定しているのかを確認して、記載することを求める。
1 次蓋と 2 次蓋との蓋間圧力を適切な頻度で監視することにより、閉じ込め機能を監視できる設計について
は、適切な頻度とは時間間隔としていくらなのか、閉じ込め機能を監視する設備の基本仕様はどのようであるのか、審査して記載すべきである。
事業者が設置許可規則解釈にある規定をオウム返し的に設計方針として申請し、それを規制委員会が確認して妥当としている現状は、国民から負託された厳正で充足性のある審査になっていない。
乾式貯蔵施設は新たな核のゴミ捨て場を作るものです
原発推進のための施設はいりません。審査書案は撤回すべき
乾式貯蔵施設は、原発の使用済燃料プールが満杯になり、伊方３号の運転ができなくなるのを何としても避けるためのものです。「乾式貯蔵施設」という新たな核のゴミ捨て場を作ることは許されません。
伊方原発では、１・２号は既に廃炉が決まり、廃炉作業が始まっています。３号炉は、今年１月に広島高裁で0723E7

住民勝訴の運転停止仮処分決定が出され止まっています。伊方３号の運転を断念し廃炉にすれば、新たに使用済燃料が生まれることもありません。
原発推進のための施設はいりません。審査書案は撤回するべきです。脱原発に向けた政策を最優先にするべきです。
「安全性を確認する」だけでは、規制委員会の社会的使命を果たしたことにはなりません。５０年後の搬出先のことは知らないという姿勢は、福島原発事故を経た現在、許されることではありません。

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意見全文
「適切な頻度で監視」では、安全性の確保はできません 審査書案は撤回すべき。
乾式貯蔵施設の基本的安全性確認として、崩壊熱の除去、閉じ込め及び監視等があります。
審査書案では、「閉じ込め及び監視」について、「規制委員会は、申請者の設計方針が、兼用キャスクの一次蓋と二次蓋との蓋間圧力の監視について、適切な頻度により、蓋部が有する閉じ込め機能を監視できる設計

0723E8としていること、閉じ込め機能の異常に対しては、その修復性が考慮されていることを確認した」（審査書案３２～３４頁）となっています。「崩壊熱の除去」についても、「兼用キャスク表面温度及び使用済燃料乾式貯蔵建屋の雰囲気温度を適切な頻度で監視する設計とするとしている」ことを確認したとなっています（審査書案３１～３２頁）。これらの監視は、「連続監視」ではなく「適切な頻度で監視」となっています。このような甘い監視体制
で本当に安全を確保できるのでしょうか。「適切な頻度」とはどのような頻度なのでしょうか。見解を明らかにすべきです。「適切な頻度で監視」というあいまいな表現では安全性は確保できません。
キャスクの長期安全性は保証されておらず、保証しようともしていません。
規制庁は「現在の規制は原発が存続している間のことで、廃炉後は想定していない」と述べています。あまりにも無責任です。審査書案は撤回すべき。国の審査ガイド（原子力発電所敷地内での輸送・貯蔵兼用乾式キャスクによる使用済燃料の貯蔵に関する審査ガイド）では、使用済燃料の乾式キャスクで、「設計上想定される状態」を超える異常な状態（放射能漏れ）が起こり得ることを認め、「修復性」を考慮することになっています。放射能漏れ等の異常なキャスクは、使用済燃料プールに移して修理等を行うことになっています。しかし、貯蔵期

0723E9間の終盤になると、同じ敷地にあった原発は廃炉となり、それに伴って使用済燃料プールも廃止となり、「修復」
はできなくなります。どうやって長期の安全性を確保するのでしょうか。
これについて、昨年６月２１日の規制庁交渉では、「このガイドの規定で想定しているのは、原発が存在している間のことで、廃炉になった後は改めて事業者から申請書が出されるのでそれを審査することになるでしょう」と答えています。あまりにも無責任です。キャスクの長期安全性は現時点で何ら保証されていませんし、保証しようともしていません。このような危険性をもつ乾式貯蔵施設を作ることは許されません。審査書案は撤回するべきです。

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キャスクから放射能が漏れても、原発廃炉後に使用済燃料プールはなくなるため、修復の手立てはありません。
現状のままで審査に合格を出せば、安全性は確保されません。
見解を明らかし、住民に説明すべきです。少なくともそれまでは、審査書案は撤回すべきです。
国の審査ガイド（原子力発電所敷地内での輸送・貯蔵兼用乾式キャスクによる使用済燃料の貯蔵に関する審査ガイド）では、使用済燃料の乾式キャスクで、「設計上想定される状態」を超える異常な状態（放射能漏れ）が起こり得ることを認め、「修復性」を考慮することになっています。
審査ガイドでは「（3）閉じ込め機能の異常に対して、その修復性が考慮されていること」（10 頁）を求めています。

0723E10

審査ガイドの「確認内容」では、「（6）閉じ込め機能の異常に対し、適切な期間内で使用済燃料の取出しや詰替え及び使用済燃料貯蔵槽への移送を行うこと、これらの実施に係る体制を適切に整備すること等の閉じ込め機能の修復性に関して考慮がなされていること」（10～11 頁）を要求しています。すなわち、貯蔵施設内では一次蓋を開けることはできないため、使用済燃料プールに運んで修復することになっています。
しかし、貯蔵帰還の終盤になれば、原発は廃炉となり、使用済燃料プールもなくなります。その場合に一体どうやって修復作業を行うというのでしょうか。そのことには何も言及がありません。見解を明らかにすべきです。
現状では、乾式キャスクの安全性は確保されていません。原子力規制委員会としての見解を明らかにし、住民の意見を聞くべきです。少なくともそれまでは、審査書案は撤回すべきです。

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意見全文
意見／理由【 意見 】「伊方発電所の立地」について＜該当箇所＞１０頁３行目「地震調査委員会による既許可申請の基準地震動への影響確認」の項で、～既許可申請の評価を見直す必要はないと判断されることとあるが、中央構造線の最新の研究成果に基づく「直下型地震」を想定すれば、原発の立地は不適当 と考える。
意見／理由【 質問 】「火山灰降灰時のキャスクの自然空冷」について＜該当箇所＞２２頁８行目＜内容＞「火山の影響に対する設計方針」の項で、～ 貯蔵建屋の給排気口は開口部の形状等により、降下火砕物が侵入しにくい設計としとあるが、【質問１】どの程度のサイズの火山灰まで侵入を防ぐことができるのか？
またフィルターの目を細かくすれば、フィルターの目詰まりを起こすと考えられるが、【質問２】そういう場合でも、キャスクの自然空冷は保てるのか？
意見／理由【 意見 】「キャスクの耐用年数が来た場合の対処方法」について＜該当箇所＞審査書案に規定なし＜内容＞

0723E11

審査書案に「キャスクの耐用年数が来た場合の対処方法」の規定がない。最も重要な事項であり、審査書案に規定すべき と考える。
意見／理由【 質問 】「キャスクでの保管方法」について＜該当箇所＞審査書案に規定なし＜内容＞
審査書案には「キャスクでの保管方法」の規定はないが、【質問３】使用済み燃料を保管したまま、他への移送は可能か？
【質問４】３号機の使用済みＭＯＸ燃料をキャスクに保管できるようになるには、どの程度の年数が必要か？
意見／理由【 意見 】「社員の技術力向上及びモラール向上」について＜該当箇所＞４頁 ５行目＜内容＞「発電用原子炉の設置及び運転のための技術的能力」の項で、～申請者の技術的能力が技術的能力指針に適合するものと判断したとあるが、このところ四国電力は重大なトラブルが続いており、それらのトラブルに共通する“真の要因”は、「社員の技術力低下及びモラール低下」にあると考える。
その根本的対策の検討及び対策の実施が完了するまでは、愛媛県民の“安全と安心”を考えれば、四国電力に原発の運転を安心して委ねることはできない 。
以上

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六ヶ所再処理工場が仮に動いたとしても、寿命は４０年です。
乾式キャスクで約５０年保管した後に、搬出することはできません。
審査書案は撤回すること。

0723E12

仮に六ヶ所再処理工場が動いたとしても、寿命は４０年です。５０年後に使用済燃料を搬出しようとするときには、六ヶ所再処理工場は存在しません。昨年６月２１日の政府交渉で、資源エネ庁の担当者は、「寿命４０年」を認めています。
使用済燃料の搬出先も決まっていない施設を作ることは許されません。
そのため、審査書案は撤回すること。
「第二再処理工場」については、何も決まっていません。
乾式キャスクで約５０年保管した後に、搬出先はありません。審査書案は撤回すること。
昨年６月２１日の政府交渉で、資源エネ庁の担当者は、「第二再処理工場」について「具体的に決まっていな

0723E13い。今後の検討課題」と述べるだけでした。
「第二再処理工場」は、エネ庁の広報誌「さいくるアイ」からも消えてなくなっています。
六ヶ所再処理工場も「第二再処理工場」も搬出先にはなりえません。
約５０年保管した後の使用済燃料の搬出先は決まっていないため、審査書案は撤回すべきです。
乾式貯蔵施設を作っても、使用済燃料プールは存続し続けます。
「プールより乾式貯蔵の方が安全」は、使用済燃料プールが不要であるかのような幻想を与えるものです。審査
書案は撤回すべき
原子力規制委員会の更田委員長は、原発敷地内で使用済燃料を保管する場合は「プールよりも乾式貯蔵

0723E14の方が安全」と繰り返し発言しています。 しかし、乾式貯蔵施設ができたとしても、使用済燃料プールは必要です。乾式貯蔵施設に運び込むことができるのは、１５年以上プールで冷却した使用済燃料です。
また、キャスクから放射能漏れが起きた場合は、使用済燃料プールに移送し、水中で蓋を開けて、中の状態を確認し、修復することになっています。
使用済燃料プールが不要であるかのような幻想を与えることはやめるべきです。 プールも乾式貯蔵施設も危
険なものであるため、これ以上核のゴミをため込む施設はいりません。 審査書案は撤回するべきです。
乾式貯蔵施設は、使用済燃料プールに蓄積された使用済燃料の行き先がなく、保管場所がなくなったことに対する対策として設置されるものです。それは、原発敷地内に大量の使用済燃料を長期間にわたって保管するこ0723E15とを目的とする施設です。危険な死の灰を大量に、長期にわたって敷地内に保管すること自体、放出事故の危険性を高め、周辺住民の生活を脅かすものです。
搬出先が確保できないのであれば、原発を稼働して使用済燃料を増やすことをやめなければなりません。行き場のない使用済燃料をこれ以上増やす、乾式貯蔵は認めるべきではありません。
乾式貯蔵施設に保管される使用済燃料の搬出先は決まっていません。六ヶ所再処理工場が 2021 年度に竣工することを想定していますが、実際に六ヶ所再処理工場が稼働する見込みはありません。最近も、原燃による0723E16

六ヶ所工場の放射性廃棄物の「不適切管理」が発覚したばかりです。原燃には、再処理工場を運営する管理能力も技術的能力も欠けていることが、ますます明らかになりました。
搬出先が決まらないまま乾式貯蔵を進めることは、原発敷地を事実上の永久貯蔵施設＝核のゴミ捨て場にするものです。搬出先と搬出時期を明らかにしない乾式貯蔵を認めるべきではありません。

パブコメ意見一覧（WEB 投稿）【伊方３】
整理番号

意見全文
広島高裁は１月 17 日、伊方 3 号の運転を差止める仮処分決定を行いました。伊方３号の敷地近くの活断層評価が行われていないこと、火山灰の影響評価が過小であることを指摘しました。裁判所の指摘を真摯に受け止め、地震動評価と、火山影響評価をやり直すべきです。

0723E17兼用キャスクの地震や火山影響に対する健全性は、原発敷地の健全性が確認されていることが前提のはずです。
また、乾式貯蔵施設の耐震重要度分類が C クラスとされていることは問題です。貯蔵施設は、キャスクの除熱のための空気の流れを維持する機能が付与されている以上、少なくとも燃料プールと同等の耐震性が要求されるはずです。火山灰の層厚が 15cm しか想定されていないことは広島高裁決定に照らして不十分です。
使用済燃料を貯蔵する兼用キャスクに異常が発生した場合、使用済燃料プール内で蓋を開けて修復することが想定されています。しかし、原発が廃炉となれば燃料プールも廃止されます。燃料プールがなくなるまでに、乾式貯蔵された使用済燃料が搬出される保証はあるのでしょうか。
現に、すでに廃止された伊方 1 号の使用済燃料はすべて、伊方 3 号の使用済燃料プールに移送されました。

0723E18

廃止の決まった伊方 2 号の使用済燃料は、伊方 3 号のプールに余裕がないので、予定されている伊方 3 号の乾式貯蔵施設に移される予定です。つまり、伊方 3 号の敷地内にしか行き場がないのです。
伊方 3 号も廃止されたとき、1 号、2 号から移送された使用済燃料と、3 号の使用済燃料すべての行き場が問題になります。3 号のプールも廃止されれば、すべて乾式貯蔵施設に保管されることになります。これらの乾式貯蔵キャスクに異常が発生したとき、修理するためのプールがないことになります。
搬出先のない使用済燃料の乾式貯蔵施設を認めるべきではありません。
乾式貯蔵施設に保管される使用済燃料の搬出先として六ヶ所再処理工場の 2021 年度に竣工を想定している。しかし、六ヶ所再処理工場が稼働する見込みはない。六ヶ所再処理工場のガラス固化は技術的に行き詰まっている。また、原燃の技術的能力、管理能力が問われる事態が後を絶たない。
仮に竣工したとしても、プルトニウムの保有量を増やさないために、プルトニウム消費量分しか再処理しないことになっている。しかしプルトニウムを消費するためにプルサーマルを推進すると、発生する使用済 MOX 燃料の行き

0723E19

場がない。伊方 3 号から初めて取出された 16 体の使用済 MOX 燃料は、いつ、どこに搬出されるのか何も決まっていない。プルサーマルを推進すれば、使用済 MOX 燃料は原発プール内に増え続けることになる。搬出方針の決まっていない MOX 燃料の使用をこれ以上増やしてはならない。
結局、どの原発でもプルサーマルは進まないだろう。再処理は行うことができず、再処理工場は経営的にも破綻するに違いない。
使用済燃料の搬出先はない。行き場のない使用済燃料を増やすことにしかならない乾式貯蔵は、技術的に破綻している。
１月 17 日の広島高裁仮処分決定で、火山影響について阿蘇山の噴火を考慮すると、噴出規模は四国電

0723E20

力の評価の３～５倍になり、火山灰対策の非常用ディーゼル発電機フィルタ性能も過小だと判断しました。
裁判所の決定を真摯に受け止め、審査をやり直すべきです。

パブコメ意見一覧（WEB 投稿）【伊方３】
整理番号

意見全文
○パブコメタイトルには「乾式貯蔵」の文言を入れず、六ヶ所再処理パブコメの折と同様に、四国電力の最終補
正資料がどこにあるかも分からない、すなわち審査合格判定に使用した最終の四電の補正書を明示していず
非常に不親切なパブコメ案内だ。このパブコメはやり直すべきだ。
○田中前規制委員長でさえ「核燃料サイクルは破綻している」と明言しているにも拘らず、この「乾式貯蔵」施設は「青森県六ヶ所村再処理工場へ搬出するまでの間、一時的に貯蔵する施設」（四電資料）と核燃料サイ
クルを前提としている。無効だ。
○四国電力に安全文化の欠如 昨年から今年にかけてトラブルが無い月があったかどうかという程だ。

0723E21四 電 の Ｈ Ｐ に も ト ッ プ 画 面 に 「 伊 方 発 電 所 で の 連 続 ト ラ ブ ル に つ い て 」（https://www.yonden.co.jp/publish/page_12.html）が掲載されている程。このように弛みきった四国電力に規制委が大好きな「安全文化」があると言えない。
（６．経年劣化を考慮した材料・構造健全性）○キャスクは外径２．６ｍ、質量１２０トンで米国製（外径３．６ｍ、質量１８０トン）より痩せぎすで、遮蔽体が薄く中性子遮へい能力を欠如している可能性がある。
○中性子遮蔽にエポキシ樹脂を使用している為に、運用開始４０年後に極めて深刻な事態になり、５０年後には遮蔽能力の欠如したキャスクを抱えて右往左往することになる。
乾式貯蔵にすると電気も水も使わないので安価であるというが使用済み核燃料を扱うことには変わらない。現在設計されている乾式貯蔵キャスクは、そこに入れる燃料が 15 年以上の冷却が必要と言われている。これでは乾式も湿式も変わらない危険状態ではないのか。経産省の HP 中の乾式貯蔵の説明で東海第二の場合として0724E1「使用済み核燃料は 7 年以上プールで冷やしてから乾式キャスクにいれることになっている。容器の外側の温度は 40～50 度前後、なので空気の循環で冷やすことが可能である」とあるが、信じられない。
地震評価もしていない。重大事故が起これば労働者の被ばくと大量の放射能が放出される。乾式は湿式より危険性が高いと思う、乾式貯蔵はやめてほしい。
中央構造線が直近にあり、斜面は 破砕帯でくずれやすい。大きな地震があれば、敷地ごと海に沈むか

0724E2

がけ崩れによって埋まってしまう危険があります。こんな危ない所に長期間冷却、保守点検しなければ大変なことになってしまうような使用済み核燃料の乾式貯蔵施設を作るのは間違いです。
1．伊方原発敷地内に使用済核燃料を 50 年保管するというが、50 年後にどこに運び出すのか不明です。その中で敷地内乾式貯蔵は永久ごみ捨て場になるかもしれません。
再処理工場稼働がうまくいかないから六ヶ所の使用済燃料貯蔵プールが満杯になり、原発サイトの使用済燃料プールが満杯になる、では使用済にたいして「中間貯蔵」という「行き場」を考えたがどこの地域も引き受けようとは言わない、そして敷地内の「乾式保管」ということになった、なんと場当たり的で安易です。今だけ良ければ良0724E3

いとの見本です。50 年の保管もどこから出てきた数字なのか不明です。その場しのぎの乾式中間貯蔵に反対です。
2．50 年の保管期間でキャスクの健全性は保てるのか疑問です。使用済プールに戻して補修するとのことだが、労働者の被曝、放射性廃液や放射性固形廃棄物の排出などがあるのではないでしょうか。再処理を前提にしているから、目先の対処しか想定しないのです。使用済核燃料を使用済核廃棄物として最終処分を真剣に考えるべきです。

パブコメ意見一覧（WEB 投稿）【伊方３】
整理番号

意見全文
現状の火山灰評価と対策では安全性は確保できない
火山灰については、乾式貯蔵施設に到達する火山灰層厚を１５ｃｍと想定し、施設建屋の１５ｃｍより高い場
所に排気口を設置することで、自然対流による冷却が保持できるとしています。

0724E4

しかし、今年１月の広島高裁の仮処分決定では、「阿蘇で阿蘇４噴火に準ずる規模の噴火を前提」にすべきとし、噴出量は「四国電力評価の３～５倍となる」と指摘しています。これに従って評価すれば、貯蔵建屋の排気流路が閉塞し、除熱機能が阻害される危険性があります。
火山灰評価と対策は過小評価となっているため、施設の安全性は確保できません。審査書案は撤回するべきです。
貯蔵建屋が倒壊すればキャスクの除熱機能は失われ、安全性は保証されません。

0724E5貯蔵建屋の耐震重要度分類はＣクラスで、一般産業施設と同等の耐震性しかありません。地震が来れば倒壊し、倒れた建屋によってキャスクの除熱機能は失われてしまいます。これで安全を確保したといえるのでしょう
か。Ｃクラスの建屋では安全性は保証されないため、審査書案は撤回するべきです。
乾式キャスクで約５０年保管した後の使用済燃料の搬出先は決まっていません。 地元が核のゴミ捨て場になってしまいます。乾式貯蔵施設での使用済燃料の保管期間は、約５０年となっています。四国電力は、「伊方発電所で発生した使用済燃料を青森県六ヶ所村の再処理工場へ搬出するまでの間、一時的に貯蔵する施設と0724E6して、伊方発電所の敷地内に乾式貯蔵施設を設置するための計画を進めています」と述べています。四国電
力は、六ヶ所再処理工場が２０２１年度に竣工することを前提としています。しかし、六ヶ所再処理工場が動く
現実的な見込みはありません。 使用済燃料の搬出先が決まっていない貯蔵施設を作れば、地元は核のゴミ捨て場になってしまいます。そのため、審査書案は撤回するべきです。
再処理の目途が立たないもとで、プールの満杯に近い状態を少しでも解消し、再稼働が継続出来るようにする

0724E7ための乾式貯蔵はやるべきでは、ありません。まずやるべきことは、使用済み核燃料の処分方法と処分場について国民の合意をえることです。その間は、国内の原発は停止することです。
P22 の IV－4．2 火山の影響に対する設計方針「第 6 条第 1 項の規定は、想定される火山事象が発生した場合においても安全施設の安全機能が損なわれないように設計することを要求している。」とある。
これについて四国電力は、乾式貯蔵施設に到達する火山灰層厚を 15cm と想定し、施設建屋の 15cm より

0724E8高い場所に排気口を設置することで、自然対流による冷却が保持できるとしている。しかし、2020 年１月の広島高裁の仮処分決定では、「噴出量を 20～30km3 としても、四国電力の評価の 3～5 倍となる」と指摘している。これで評価すれば、排気流路の閉塞により、除熱機能が阻害される危険性がある。
また、貯蔵建屋の耐震重要度分類も一般産業施設と同等と、脆弱である。
このような不安定な代物を新たに生み出し、後世に負の遺産として残すべきではない。
元凶である 3 号機の廃炉こそ、直ちに取りかからねばならないことである。

パブコメ意見一覧（WEB 投稿）【伊方３】
整理番号

意見全文
IV-1.1 地震調査委員会(2017)による既許可申請の基準地震動への影響確認
伊方原発の間近に存在する中央構造線断層帯の断層について地震調査委員会が求めている「詳細な探査」がなされることなく、審査書案に「既許可申請の評価を見直す必要はないと判断される。」としていることは、
地震調査委員会の直近の評価に反している。規制委員会はこの判断を取消し、厳正な判断をするために、四国電力に「詳細な探査」の実施を求めるべきである。
(理由)「中央構造線断層帯(金剛山地東縁－由布院)の長期評価（第二版）」（平成 29 年 12 月 19 日、 地震調査研究推進本部地震調査委員会）には、審査書案にも引用されているとおり「伊予灘 南縁、佐田岬半島沿岸の中央構造線については現在までのところ探査がなされていないために活断層と認定されていない。今後の0724E9

詳細な調査が求められる。」とある。審査書案には、「これについては、既許可申請において、敷地前面の海底谷の地形調査、地質境界としての中央構造線が確認できる入り組んだ湾内部も対象にした海上音波探査等の結果から、敷地近傍には後期更新世以降の地層に変位を及ぼすような活断層が存在していないとしており、さらに文部科学省・京都大学(2017)の内容を確認した結果、既許可申請の評価結果を肯定する内容であることを確認した。したがって、地質境界断層としての中央構造線に係る地震調査委員会(2017)の記載を踏まえても、既許可申請の評価を見直す必要はないと判断されること。」と記しているが、規制委員会のこの判断根
拠は時間的前後関係を精査すると不合理である。すなわち、地震調査委員会は 2017 年 12 月末の評価報告書で、「現在までのところ探査がなされていないために活断層と認定されていない。今後の詳細な調査が求められる。」と記しているのに対して、規制委員会が今回の判断の根拠として挙げている既許可申請及び文部科学省・京都大学(2017)の内容は、2017 年 12 月末以前のものであり、地震調査委員会が求めている「今後の詳細な調査」に該当しないことは明白である。
乾式貯蔵施設建設のガイドラインが明確ではありません。５０年後に取り出すことを前提としているのはあまりにも無責任です。５０年間乾式貯蔵が安全を保てる保証はありません。もし故障しても中を開けて修理することもできません。もしも放射能漏れが起こったらどうするのでしょうか？地下水や海が汚染されても５０年後なら許されるということはありえません。原子力規制委員会はこの乾式貯蔵施設が、この場所に恒久的に使用済み燃料を0724E10置かれることにならないと強く否定できますか？官僚や職員なら自分が退職すれば、委員ならその任期が終われば責任を取らなければよいと考えているでしょうが、地元は永久にその負担に苦しむことになるのです。その想像力がありますか？乾式施設建設に安易にゴーサインを出さないでいただきたい。四国電力の敷地内であるから大丈夫だということはないのです。安易な乾式貯蔵は安易な最終処分となり、そのつけはいずれ環境中に漏れ出るということになります。公衆衛生の面からもやめていただきたい。地震や津波、その場所の特性から言っても伊方原発敷地内に建設することは危険です。

パブコメ意見一覧（WEB 投稿）【伊方３】
整理番号

意見全文
９ページ
地質調査委員会（2017)の「現在までのところ調査がなされていないために、活断層と認定されていない。今後の詳細な調査が求められる。」との見解があるにもかかわらず、既許可申請において、四国電力が海上音波探査等で活断層が存在していないとしていることを、文科省、京都大学の見解も肯定しているとして、評価を見直す必要は無いと判断するのは、早計であり、科学的ではない。規制委員会は、「今後の詳細な調査が必要」と

0724E11の地質調査委員会の報告を踏まえもっと詳しい調査を四国電力に課して、その結果を得て審査すべきである。
34 ページ
修復性に関する設計方針について、閉じ込め機能の異常に対しては、使用済み燃料ピットへの移送を行い、燃料の取り出しや詰め替えを行うこととしており、修復性は考慮されていることを確認しているとしているが、高い
放射能レベルの異常キャスクをピットに安全に運搬する方法等が確認されているのか、不明。
また、キャスクの貯蔵期間を６０年として設計しているが、伊方原発自体はすでに廃炉になっており、乾式貯蔵施設と併せて、ピットも安全に維持されているのか、不明。
＜伊方原発の乾式貯蔵施設建設を認めてはならない＞
乾式施設に貯蔵後に搬出するとしている青森県六ケ所村にある再処理工場は、計画どおりに稼働しないおそれが大いにある。
また、仮に伊方の乾式貯蔵施設で約 50 年保管したとしても、その時には六ケ所再処理工場は寿命の 40 年を過ぎて、稼働していない。最終処分地も決まっておらず、原発立地地元がそのまま核のゴミ捨て場になってしまう

0724E12

おそれがある。乾式貯蔵施設を認めたとしても、原発を稼働させ続けるのなら、使用済み燃料プールは冷やすために必要であり、危険性は変わらない。
結局、原発の稼働を続けることは、処分方法の決められない放射能ゴミをただただ増やすだけである。
10 万年先の未来の世代に、放射能の危険性を押し付けることは倫理的に許されない。
原子力規制委員会はその組織理念に基づき、「人と環境を守る」ために、伊方原発ならびに全国の原発の乾式貯蔵施設建設を認めてはならない。なすべきことは、ただひとつ、原発停止命令を出すことである。

パブコメ意見一覧（WEB 投稿）【伊方３】
整理番号

意見全文
P 5,四-1～12 の評価項目の中で阿蘇５火砕流到達可能性問題についての審査が行われていないので今後実施するべき。
この問題は 2017 年 12 月の広島高裁仮処分控訴審決定で、阿蘇カルデラからの「阿蘇５」の破局的巨大噴
火発生時に火砕流が原発敷地に到達する可能性を否定できないため、伊方３号原子炉が立地不適である、と一旦は評価されたものである。
この評価は翌年の広島高裁異議審決定で一旦は覆ったものの、本訴で今も係争中の項目であり、同じ敷地で新設される使用済み核燃料保管施設の立地適性については原子力規制委員会としての評価を論旨を明確に記述していなければおかしい。
（なお、四国電力は一般公衆向けには、敷地外への立地についても検討した結果敷地内に設置することとしたと表明しているが、敷地外の立地可能性評価についての検討に関しても原子力規制委員会としてはどう判断したか、敷地が適正なのか、他の立地を検討する手立てはないのか？という論旨が記述されていなければおかしい。）というのも、P2 には原子力発電所の火山影響評価ガイド(1)（以下火山ガイドと言う）も列記され、これを参照したと明記している。また P22 では実際に降下火砕物（＝火山灰）については評価を行っているが、カルデラ破局
噴火時の火砕流については一言も言及がないからである。（ちなみに別の裁判で係争中の地震の活断層に関する評価については、四電に主張を出させていることとも矛盾する。）
本文の「二変更の内容」には申請者が３号炉附属施設としてこの施設を設置しているとしているが、仮に、だか

0724E13

ら３号炉の廃炉作業時に一体の施設として解体されるものと想定されるとみなしているのならば、原子力規制委員会は現行の火山評価ガイドは原子炉本体についてのものであるという原則に基づいて、「一体として運用される期間については火砕流の到達可能性について否定できる」とする文言を入れる必要がある。
つまり今回の審査は、施設の運用期間が伊方３号炉廃炉後に直ちに一体のものとして解体撤去されるという前提であることを明記するべきである。
住民の多くが懸念する、原発廃炉後に、この施設だけが残されて朽ち果てるまで放置されることを避けるためにも、この留保文言を入れるべきである。
仮に、もしそうしないのであれば、この施設の使用期間は伊方３号炉本体よりも長いと想定しうる施設であることを鑑み、数百年単位以上の長期間を想定した別の火山影響評価ガイドを設置し評価する必要がある。
（伊方原発３号炉は 1994 年に運転を開始した施設であり、すでに 26 年間経過していること、さらに 20 年間の延長を仮に今後したとしても、今後６０年間以上の機器寿命、施設寿命を持つのであるから、新たな乾式貯蔵施設は、従来想定された伊方原子炉の想定寿命以上の超長期に渡って、貯蔵が継続される可能性がある。）
原子炉本体の運用期間については短い期間であるから、破局噴火の可能性を無視できるものであるとする原
子力規制委員会の判断が仮に正しいのだとしても、より長期間の運用が想定されるこの施設には同じ論旨を適用すべきではない。一から別の火山影響評価ガイドを作成し、それに基づいて想定外に長期間乾式貯蔵施設が存続する場合についても評価するべきである。

パブコメ意見一覧（WEB 投稿）【伊方３】
整理番号

意見全文
予定されている場所は、もともとの地形では海岸線ギリギリとなっています。また、活断層ではないかもしれません
が、断層もあるようです。もしずれれば建屋が大きく損傷することを危惧します。下記が該当する 17 ページの部分です。
申請者は、兼用キャスクを固定する使用済燃料乾式貯蔵建屋を設置する地盤に おける断層の活動性評価について、既許可申請での評価に加え、ボーリング調査 を行った結果、当該建屋付近の地盤では、比較的破砕幅が大きく連続性がある断層は認められず、「将来活動する可能性のある断層等」は認められ0724E14

ないと評価し ている。
中央構造線や近くの活断層が動いた場合、想定以上の揺れが発生することも危惧します。
そのため、この場所ではなく、もっと中央構造線から離れた場所を探すべきと思います。
また、3 号機は現在停止中となっていますが、このまま廃炉になる可能性もありますから、規模についても再検討しなければならなくなると思います。また、六ヶ所再処理工場も仮に稼働に入ってもすぐにトラブル発生で止まると思っています（稼働入りしないまま廃止にすべきと思います。規制委員会の信頼性も大きく低下しますので）。四電が無駄なことをしないで済むように、パブコメ終了後の結論は六ヶ所再処理工場の稼働後の状況を見て結論を出すべきと思います。以上[対象]

兼用キャスクの設計貯蔵期間（P5）[意見]

兼用キャスクの設計貯蔵期間は 60 年であるが、60 年後の使用済み核燃料の保管・処分方法が決まっておらず、計画作成を前提とすべきである。もし計画作成が無理であるならば、原発再稼働（あと 10～30 年程）は停止し、廃炉を前提として使用済み核燃料の最終処分を実施すべきである。
[理由]
(主旨)

兼用キャスクの安全性は設計貯蔵期間しか保証されない、貯蔵が終了した時、使用済核燃料をキャ

スクから搬出したまま放置出来ない。乾式貯蔵施設自体の耐用年数も 40～50 年しか見込めず、使用済核0724E15

燃料の新品兼用キャスクへの移入もしたところで貯蔵施設がない。
(説明)
１．兼用乾式キャスクの寿命は現在 40～60 年とされるが、使用済核燃料の放射能半減期は億年単位の核種もあり、新品の兼用乾式キャスクに入替え、或いは地層処分（引受け地域は目途たたず）とか必要となる。キャスク交換の頻度が著しいものになり、交換要員の被爆リスクやコスト（キャスク１本億円単位）は計り知れない。
それらの実施計画も当然明確にすべきである。
２．尚、六ヶ所村再処理工場に持ち込むと表明している事業所もあるが、例え工場が稼働することになったとしても、稼働期間は４０年とか極めて限定的であり、計画の杜撰さが甚だしい。将に日本全体が所謂「トイレなき
マンション」状態である。

パブコメ意見一覧（WEB 投稿）【伊方３】
整理番号

意見全文
[対象] 基準地震動
4－１ 地震による損傷の防止（第４条関係） P6～P16
4－１．１ 地震調査委員会(2017)による既許可申請の基準地震動への影響確認
4－１．２ 周辺斜面の安定性

P104－１．３ 兼用キャスク貯蔵施設の耐震設計方針[意見]

P7～P10

P11～P16

既許可申請（2015.5.20）の基準地震動に変更なしにて、最大加速度は水平方向 650 ガルと設定しているが、兼用キャスク地震力はサイトに依存しない一律の値として、静的加速度水平 2300 ガルと設定されている（2018.12.5 付審査書案資料 2）。依って、2300 ガル以上、残余のリスクをみて 3400 ガル設定を要請する。
[理由](主旨)

過去柏崎原発で設計値の 3.8 倍の１６９９ガルを記録している。残余のリスクをみてその倍の3400 ガルとする。
(説明)0724E16

１．過去の実績「新潟県中越沖地震：M6.8」で柏崎刈羽原発は基準地震動４５０ガルを大幅に超える１６９９ガルを記録している。未知の活断層等から残余のリスクは既知のレベルの数倍は最低みて置く必要がある。依って、1699 ガルの少なくとも２倍を要請するものである。
２．「残余のリスク」
２００６年の改定耐震指針において、「策定された地震動を上回る地震動が生起することは否定できず、その影響が施設に及ぶことにより、施設に重大な損傷事象が発生すること、或はそれらの結果として周辺公衆に対して放射線被ばくによる災害を及ぼすことのリスク」（「残余のリスク」と命名された）が明記され認められた(但し、規制基準への導入は見送られ、事業者の努力目標にとどまり、当然の事乍ら事業者は定量的な評価すらしていな
い、公表していない。)。しかも福島事故後の新規制基準では「極めてまれではあるが発生する可能性があり、施設に大きな影響を与える恐れがある地震動(基準地震動)」しか明記がなく、「残余のリスク」は削除されている。事業者は残余のリスクを一顧だにする必要が無くなった。これは全面後退・退却を意味する。これでは否定することの出来ないものと一度認識されたレベルの巨大地震は検討・審査対象外となり、「原発の安全性」は確保できない。依って、常に保守的評価をしなければならない。
兼用キャスクの「閉じ込め及び監視」について、「申請者の設計方針が、兼用キャスクの一次蓋と二次蓋との蓋

0724E17

間圧力の監視について、適切な頻度により、蓋部が有する閉じ込め機能を監視できる設計としている」と書かれている。長期にわたって高レベルの放射能を閉じ込めねばならないのに、連続的な監視と定期的な検査を必要としていないのは極めて不適切と考えます。

パブコメ意見一覧（WEB 投稿）【伊方３】
整理番号

意見全文
[対象]

４－４．２ 火山の影響に対する設計方針（P22）[意見]

規制委員会は、申請者の火山影響に対する設計方針が、火山ガイドを踏まえたものであり、兼用キ

ャスクは、想定される火山事象が発生した場合においても、安全機能が損なわれないと評価している。しかし、降下火砕物の想定は過小であり、その評価も不合理である。依って、申請者による想定の見直しに基づく再申請・再審査を要請する。
[理由]
0724E18(主旨)

阿蘇については,破局的噴火に至らない程度の最大規模の噴火(噴出量数１０km3)の噴火規模を考慮すべきであるところ、その噴出量を 20―30km3 としても、申請者が想定した噴出量の約 3―5 倍に上ることになるから、申請者による降下火砕物の想定は過小であり、これを前提として算定された大気中濃度の想定も過小である。
(説明)

申請者は乾式貯蔵施設に到達する火山灰層厚を１５センチと想定している（第 816 回審査会合

2019 年 12 月 17 日）。そのうえで、施設建屋の 15 センチより高い場所に排気口を設置することで、自然対流による冷却が保持できるとしている。 従って、3―5 倍の層厚時には貯蔵建屋の排気流路が閉塞し、除熱機能が阻害される危険性がある。

パブコメ意見一覧（WEB 投稿）【伊方３】□意見／理由＜該当箇所＞ ４頁 ４行目＜内容＞意見；審査書（案）III の末尾において、「既許可申請の審査において確認した方針から変更がないものであることから、本申請に係る申請者の技術的能力が技術的能力指針に適合するものと判断した」とあるが、変更がある限り無条件で適合とはならない。かつ申請者は２０２０年１月に伊方原発で連続したトラブルを引き起こしたことに起因して伊方３号機の定検作業を中断しており、技術的能力指針に適合するとは言えない。
理由：既許可申請とは異なる箇所が審査書（案）IV の中にあるので「変更がないもの」とは言えない。また、四国電力は２０２０年１月に制御棒引き抜きや、燃料集合体がラックに乗り上げたり、全交流電源を喪失したりするなど連続して重大なトラブルを引き起こしている。愛媛県知事は原因究明や対処なしに、定検作業再開など「次のステップは到底容認できない」と表明し、７月２４日現在も四国電力は定検作業を行えていない。
＜該当箇所＞ １０頁 １行目＜内容＞意見：審査書（案）IV－１.１の末尾において、「地質境界断層としての中央構造線に係る地震調査委員会（2017）の記載を踏まえても、既許可申請の評価を見直す必要はないと判断される」とあるが、佐田岬
半島北岸部に活断層が生じないとは断定できず、震源断層が原発敷地の直近にある可能性も否定できない。「評価を見直す必要はない」との判断は誤りである。
理由：地震調査研究推進本部の中央構造線断層帯長期評価（第二版）は伊予灘南縁、佐田岬半島沿岸の中央構造線について「現在までのところ探査がなされていないために活断層と認定されていない。今後の詳細
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な調査が求められる」としている。佐田岬半島北岸部に活断層が存在しないとは断定できず、中央構造線が震源断層である可能性を否定できないもとで、これが表層に達する位置と伊方原発の敷地の距離は２ｋｍを下回ると見られる。「震源断層が敷地に極めて近い」のだから、設置許可基準規則解釈別記２の定めと地震ガ
イドの記述にある特別の規定による評価が必要であるが、この地震動評価は行われていない。基準地震動に変更はないとすることはできず、既設置申請の評価を見直す必要がないとは判断できない。
＜該当箇所＞３４頁４行＜内容＞意見：審査書（案）IV の１０の５－（２）において、「閉じ込め機能の異常に対しては、使用済み燃料ピットへの移送を行い」とあるが、「異常」を検知して「移送」することしか想定されておらず、キャスクから放射性物
質の漏れが生じた場合に対応するものになっていない。「修復性が考慮されている」とは言えず、「適切に監視することができる」とは言えないのであり、規制委員会の判断は誤りである。
理由：強烈な地震動によって、キャスク足場の金具が破損しキャスク同士の衝突、あるいは頑強な壁面に激突することによって、キャスクの１次蓋、２次蓋から放射性物質が漏洩する可能性がないとは言えない。その場合、直ちに乾式貯蔵施設そのものを水中に閉じ込めるとともに水中から泡となって上昇する気体を大気中に放出しない仕組みが求められる。しかし、そのような仕組みは検討されておらず、設計方針は妥当とは言えない。
＜該当箇所＞３６頁６行＜内容＞意見：審査書（案）V の審査結果において、「当該申請は、原子炉等規制法第４３条の３の６第１項
第２号（技術的能力に係る部分に限る）、第３号及び第４号に適合しているものと認められる」とあるが、審査において原子炉等規制法第４３条３の６第１項の第２号、第３号、第４号に適合したとは言えない。
理由：審査書（案）III、IV において、適合あるいは妥当とは認められないものがあり、審査結果は適合していることにはならない。以上

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