四国電力株式会社伊方発電所３号の発電用原子炉設置変更許可申請書に関する審
査書案に対する科学的・技術的意見の募集について
令和２年９月１６日
原子力規制委員会
四国電力株式会社伊方発電所３号炉の発電用原子炉設置変更許可申請書に関する審査書案に対する科学的・技術的意見について、意見募集を実施しました。その結果につきまして、以下のとおりです。
今回、御意見をお寄せいただきました方々の御協力に厚く御礼申し上げます。
１．概要○意見募集の期間 ：令和２年６月２５日～令和２年７月２４日○意見募集の方法 ：電子政府の総合窓口（e-Gov）、郵送、ＦＡＸ○意見募集の対象 ：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（核原料物質、
核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第４３条の３の６
第１項第２号（技術的能力に係るもの）、第３号及び第４号関連）（案）
２．お寄せいただいた御意見○御意見数：６１件○御意見に対する考え方：別紙１及び別紙２のとおり

以上

別紙１
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）に対する御意見への考え方

令和２年９月１６日

Ｉ

はじめに御意見の概要I はじめに 2.判断基準及び審査方針 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。

Ⅲ

発電用原子炉の設置及び運転のための技術的能力
御意見の概要「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 。

四国電力に安全文化の欠如があげられる。 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。四電のＨ

考え方御意見における規則等の決定日の記載については、その規則等がはじめに制定された日を記載しております。その他の規則等についても同様としていますのでこのままの記載とします。

考え方
個別トラブルについては、その都度、事業者において要因分析及び再発防止対策等が実施されるとともに、重要度に応じて原子力規制庁に報告されます。原子力規制庁は、原子力規制検査を含め、その内容を確認し、必要に応じて指導・指示等を行っています。
伊方発電所で令和 2 年 1 月に発生したトラブルに関しては、事業者
において、要因分析及び再発防止対策が実施され、報告を受けた原子力規制庁より令和 2 年度第 2 回原子力規制委員会に報告され、原子力規制委員会においても事業者の対応を確認しています。
なお、技術的能力の審査に当たっては、原子力事業者の技術的能力に関する審査指針に基づき、設計及び工事並びに運転及び保守について、同指針への適合性について確認しており、本審査においては、
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ことを確認しています。
同上

1

Ⅲ

発電用原子炉の設置及び運転のための技術的能力
御意見の概要
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」がある。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。
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。

考え方

同上

Ⅳ－１

地震による損傷の防止（第４条関係）
御意見の概要考え方【既許可申請の地震・地震動評価】【既許可申請の地震・地震動評価】
兼用キャスクの地震に対する健全性は、原発敷地の健全性が確規制委員会は、既許可申請において、「敷地ごとに震源を特定して策認されていることが前提のはずです。地震動評価をやり直すべ
定する地震動」として、敷地前面海域の断層群（中央構造線断層帯）
き。
による地震、南海トラフの巨大地震（陸側ケース、Mw9.0）及び 1649
あ き
い よ
すぐ近くにある中央構造線の活動が活発になっており、施設が年安芸・伊予の地震（Mw6.9）による地震動評価並びに「震源を特定
激震にみまわれたときの対策が非常に厳しい。このようなことせず策定する地震動」による地震動評価について審査を行っていまでは認められない。
す。
南海トラフ地震、中央構造線の地震が危惧される。
既許可申請における基準地震動は、最新の科学的・技術的知見を踏
まえ、各種の不確かさを十分に考慮して、敷地及び敷地周辺の地質・地質構造、地盤構造並びに地震活動性等の地震学及び地震工学的見
地から適切に策定されていることから妥当と判断しています。
また、規制委員会は、地震調査委員会(2017)の記載を踏まえても、

2

Ⅳ－１

地震による損傷の防止（第４条関係）
御意見の概要考え方
既許可申請の基準地震動を見直す必要がないことを今回の審査において確認しています。

【兼用キャスクに採用する地震動】【兼用キャスクに採用する地震動】
既許可申請（2015 年 5 月 20 日）の基準地震動に、変更がない
兼用キャスクについては、第４条第６項に規定する①「兼用キャス
ことから、最大加速度は水平方向 650gal と設定しているが、兼クが地震力により安全機能を損なうかどうかをその設置される位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、静的置のいかんにかかわらず判断するために用いる合理的な地震力と加速度水平 2300gal と設定している（平成 30 年度第 45 回原子して原子力規制委員会が別に定めるもの」か、②「基準地震動によ
力規制委員会(2018 年 12 月 5 日)資料２）。従って、以下に示す
る地震力」のいずれかの地震力（以下「第６項地震力」という。）に理由により、2300gal 以上、残余のリスクをみて 3400gal 設定
対して、その安全機能が損なわれるおそれがない設計とすることをを要請する。
要求しています。御意見にある 2300gal は、①の地震力として原子・過去の実績の「新潟県中越沖地震：M6.8」では、柏崎刈羽原
力規制委員会が定めたもの（平成３１年原子力規制委員会告示第２発は基準地震動 450gal を大幅に超える 1699gal を記録した。
号）のことですが、申請者は①ではなく、②の基準地震動による地
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震力を適用するとしています。
考慮する必要がある。従って、1699gal の少なくとも２倍を要
なお、新規制基準は、地震動に影響を及ぼす震源、地質構造、伝播請する。
特性等は敷地ごとに異なるため、過去にいずれかの地域で発生した
・2006 年の改定耐震指針において明記された「策定された地震
最大の地震動を全ての発電所に対して一律の地震動として適用す動を上回る地震動が生起することは否定できず、その影響が施るのではなく、発電所ごとに評価することを要求しています。
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、
また、基準地震動は、想定外の事象を可能な限り少なくする手法で或い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
保守的に評価することを求めています。具体的には、地震動の評価
る災害を及ぼすことのリスク」（「残余のリスク」）を踏まえ評価に当たっては、不確かさの考慮を求めるとともに、「震源を特定せずすべき。
策定する地震動」として、震源と活断層を関連付けることが困難な
過去の内陸地殻内地震を評価することを求めています。基準地震動を超えるような地震が発生する可能性は否定できませんが、上記で策定された地震動の応答スペクトルがどの程度の超過確率に相当するのか確認しています。このように設置許可基準規則の解釈及び

3

Ⅳ－１

地震による損傷の防止（第４条関係）
御意見の概要考え方
地震ガイドでは、「残余のリスク」との用語は使われていませんが、
旧原子力安全委員会の「残余のリスク」の考え方を継承しており、申請者に対し、地震動の超過確率を適切に参照するよう求めていま
す。

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
御意見の概要考え方【地質境界断層の中央構造線の評価】【地質境界断層の中央構造線の評価】
伊方原発の間近に存在する中央構造線について、地震調査委員
規制委員会は、地震調査委員会(2017) の記載を踏まえても、以下会(2017)が求めている「詳細な探査」がなされることなく、審のことから、中央構造線に係る既許可申請の評価を見直す必要はな
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いと判断しています。
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・既許可申請に係る審査において、敷地前面の海底谷の地形調査、いる。
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また、この規制委員会の判断根拠は時間的前後関係を精査する象にした海上音波探査等の結果より、敷地近傍には後期更新世以降と不合理である。地震調査委員会は 2017 年 12 月末の評価報告の地層に変位を及ぼすような活断層が存在していないことを確認書で「今後の詳細な調査が求められる。」と記しているのに対ししていること（注）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・既許可以降の新知見であり地震調査委員会(2017)においても引用
請及び文部科学省・京都大学(2017)の内容は、2017 年 12 月末
されている文部科学省・京都大学(2017)によるＪ測線の音波探査の以前のものである。そのため、地震調査委員会が求めている「今結果には、北傾斜する地質境界断層が高角度の断層によって変位を後の詳細な調査」に該当しないことは明白である。
受けており、「中央構造線断層帯は深部までほぼ鉛直であり、地質境
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、四界としての中央構造線は活断層ではない」とする既許可の審査結果
国電力に「詳細な探査」の実施を求めるべきである。
を肯定する内容があること（注）上記の既許可で確認した調査結果に関する資料は、規制委員会のホ「伊方発電所の立地」について、審査書案では、「既許可申請のームページ(http://warp.da.ndl.go.jp/info:ndljp/
評価を見直す必要はないと判断される。」と記載しているが、中pid/9755882/www.nsr.go.jp/data/000038659.pdf)に公開されています
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

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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
御意見の概要考え方が、地震調査委員会(2017)の参考文献には記載されていません。
ば、原発の立地は不適当と考える。
中央構造線が表層に達する位置と伊方原発の敷地の距離は 2km
御意見にある「四国電力に詳細な探査の実施を求める」ことにつを下回ると見られ、「震源断層が敷地に極めて近い」ため、設置
いては、後期更新世以降の地層への変位の評価にあたっては、面許可基準規則解釈別記２と地震ガイドに記述がある特別の規定
的に地質構造や変形構造を把握できる海上音波探査、変動地形調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査等の結果を踏まえて実施することが必要であり、上記のとおりことから、「既許可申請の評価を見直す必要がない」との判断は既許可で実施されている調査は、評価に必要な数量が実施され、誤りである。
必要な結果も得られていることから、追加調査の必要はないと考えています。
御意見にある中央構造線による直下型地震や震源断層が敷地に極めて近い場合の検討については、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ことを確認していることから、必要ないと考えています。また、敷地周辺の状況等を十分考慮した詳細な調査を実施しても、なお敷地近傍において発生する可能性のある内陸地殻内の地震の全てを事前に評価しうるとは言い切れないことから、敷地近傍における詳細な調査の結果にかかわらず、全ての敷地（対象サイト）において共通的に考慮すべき「震源を特定せず策定する地震動」の評価結果を確認しています。
審査書案について、以下に示す理由から、適正な審査がなされていないため、使用済核燃料を乾式貯蔵することに反対する。
・地震調査委員会(2017)で指摘している地質境界断層としてのさ ん ば がわりょうけ
中央構造線について、審査書案の記載には「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」が抜けていて、「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。
ほう よ・地震調査委員会(2017)の記載では、「伊予灘から豊予海峡を経規制委員会は、地質境界断層としての中央構造線について、上述のとおり、既許可申請に係る審査において、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ことを確認していることから、中央構造線に係る既許可申請の評価を見直す必要はないと判断しています。
御意見にある半地溝状堆積盆地については、地震調査委員会(2017)では、中央構造線断層帯と中央構造線を明確に使い分けており、活断層である中央構造線断層帯によって形成されたのでは5

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
御意見の概要考え方
べっぷ
なく、より古い時代に形成された地質境界断層である中央構造線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によって形成されたと説明しています。
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、中また、御意見にある中央構造線を切断している事実が確認されて央構造線の活動によって形成されたものである。」、「中央構造線
いないことについては、既許可申請の際に実施された海上音波探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
査の結果及び文部科学省・京都大学(2017)によるＪ測線の音波探実が確認されないこと」及び「400km 以上にわたる中央構造線
査の結果から、「北傾斜する地質境界断層が高角度の断層によってに平行してごく近傍にのみ活断層帯が随伴する事実は、中角で変位を受けている」事実を確認しています。
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
さらに、御意見にある中角である中央構造線の活動に伴う中央構（活断層）が形成・成長しているという考えを支持する。」とあ造線断層帯の評価については、規制委員会は、既許可申請及び今り、「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」
回の申請に係る審査において、中央構造線断層帯が地質境界断層は誤りである。
としての中央構造線と一致する可能性も否定できないことから、
・「活断層帯の全体像（断層傾斜角の評価）」に関して、地震調
中角で北傾斜するケースも踏まえた地震動評価を行っていること
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を確認しています。
る。」も正しくない。
活断層帯の全体像（断層傾斜角の評価）については、地震調査委員会(2017)では、中央構造線断層帯の傾斜角の評価において、中角度の可能性が高いとしながらも、現時点での結論として、両論を併記
しています。規制委員会は、既許可申請に係る審査において、上記のとおり鉛直の基本震源モデルが設定され、不確かさの考慮として30°で北傾斜する場合の両者の評価が行われていることを確認しています。また、今回の審査では、地震調査委員会(2017)の 40°で北傾斜する場合の地震動評価結果は、基本震源モデルとほぼ同程度であって、全周期帯で基準地震動を下回り、既許可申請の評価に包含されていることを確認しています。

6

Ⅳ－１．２ 周辺斜面の安定性
Ⅳ－２ 設計基準対象施設の地盤（第３条関係）
御意見の概要考え方【活断層による周辺斜面及び基礎地盤への影響】【活断層による周辺斜面及び基礎地盤への影響】
中央構造線が直近にあり、斜面は破砕帯で崩れ易い。大きな地規制委員会は、既許可申請及び今回の申請に係る審査において、耐震があれば、敷地ごと海に沈むか、崖崩れによって埋まってし
震重要施設、常設重大事故等対処施設及び兼用キャスク（以下「評まう危険がある。こんな危ない所に長期間冷却、保守点検しな
価対象施設」という。）の周辺斜面について、上述した中央構造線断ければ大変なことになってしまうような使用済核燃料の乾式貯層帯による地震動を含む基準地震動による地震力を作用させた動蔵施設を作るのは間違いです。
的解析の結果から、崩壊のおそれがないことを確認しています。ま
使用済燃料乾式貯蔵建屋が予定されている場所は、もとの地形
た、評価対象施設の基礎地盤の支持についても、同様に基準地震動
では海岸線ギリギリになっており、活断層ではないかもしれなによる地震力を作用させた動的解析の結果から、接地圧に対する十
いが、断層もあるようである。もしずれれば建屋が大きく損傷
分な支持力を有し、基礎地盤のすべりの発生のおそれがないことをすることを危惧する。さらに、中央構造線や近くの活断層が動確認しています。さらに、評価対象施設が設置される地盤の変位にいた場合、想定以上の揺れが発生することも危惧する。そのたついては、断層の性状、鉱物脈との接触関係、各断層の切り切られめ、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関係等に着目した手法による活動性評価の結果から、「将来活動すすべき。
る可能性のある断層等」は認められないことを確認しています。なお、上記の周辺斜面や地盤については、現地調査においてボーリン
グコアや露頭を直接、確認しています。

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Ⅳ―１.３兼用キャスク貯蔵施設の耐震設計方針（第４条関係）
御意見の概要
1.1 兼用キャスク貯蔵施設の耐震設計の基本方針において、「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、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。
理由は、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。

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考え方
兼用キャスクは、貯蔵建屋の有無及び耐震性にかかわらず、兼用キ
ャスク自体で安全機能を維持することを基本としています。このため、設置許可基準規則解釈別記４において、周辺施設（兼用キャス
クの支持部、計装設備、クレーン類、貯蔵建屋等及び基礎）については、一般産業施設又は公共施設と同等の安全性が要求される施設とすること、周辺施設からの波及的影響によって、兼用キャスクの安全機能（臨界防止機能、遮蔽機能、除熱機能及び閉じ込め機能）を損なわないようにすることを求めています。なお、周辺施設については、設置許可基準規則解釈別記２よる耐震重要度分類の適用を求めていませんが、設置許可基準規則解釈別記４に基づき耐震重要度分類のＣクラスの規定を準用すること等により適切に設計を行うことを求めています。
審査においては、上記解釈別記４の要求を踏まえ、使用済燃料乾式
貯蔵建屋は耐震重要度分類のＣクラスとして設計する方針であることを確認しています。また、周辺施設（使用済燃料乾式貯蔵建屋、天井クレーン等）からの波及的影響によって兼用キャスクの安全機
能を損なわないよう設計する方針としており、使用済燃料乾式貯蔵建屋については、基準地震動による地震力に対して損壊しない設計とする方針であることを確認しています。兼用キャスクの貯蔵架台については、基準地震動による地震力に対して、機能を維持する設計とする方針であることを確認しています。
なお、設計の詳細については、設計及び工事の計画の審査において確認します。
同上8

Ⅳ―１.３兼用キャスク貯蔵施設の耐震設計方針（第４条関係）
御意見の概要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。

考え方

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。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。

同上

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。

同上

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。

同上

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。

審査において、地震、津波、その他自然現象等に対して使用済燃料
乾式貯蔵施設の安全機能を損なわない設計としていることを確認しています。

「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？

審査においては、周辺施設からの波及的影響によって兼用キャスクの安全機能を損なわないようにするため、使用済燃料乾式貯蔵建屋については、基準地震動による地震力に対して損壊しない設計とする方針であることを確認しています。

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Ⅳ－４ 外部からの衝撃による損傷の防止（第６条関係）
Ⅳ－４．２ 火山の影響に対する設計方針
御意見の概要あ考え方

そ【阿蘇の巨大噴火の可能性評価及び火山影響評価】【阿蘇の巨大噴火の可能性評価及び火山影響評価】
阿蘇５火砕流到達可能性問題について、カルデラ破局噴火時の規制委員会は、既許可申請に係る審査において、阿蘇の巨大噴火の火砕流について一言も言及がなく、審査が行われていないので、可能性評価として、以下に示すように、火山学的調査を十分にし尽今後実施すべき。
くした上で、現在の阿蘇の活動状況は巨大噴火が差し迫った状態ではないと評価できること等から、発電所の運用期間中における巨大噴火の可能性は十分に小さいと判断しています。
・阿蘇カルデラにおける巨大噴火の最短の活動間隔（約２万年）に対して、最新の巨大噴火から約９万年が経過しており、最新の巨大
くさ せ ん り が は ま
噴火以降は、草千里ヶ浜軽石等の多様な噴火様式の小規模噴火が発生していることから、現在の阿蘇山の活動は、後カルデラ火山噴火
ステージと判断される・地球物理学的調査の結果では、地震波トモグラフィ解析の結果から、カルデラ中央部に小規模な低速度領域は認められるものの、苦鉄質火山噴出物が給源火口に分布することから、大規模な珪長質マ
グマ溜まりはなく、また、比抵抗構造解析の結果から、阿蘇カルデ
ラの地下 10km 以浅に低比抵抗域が認められないことから、地下 10㎞以浅に、大規模なマグマ溜まりがない
・苦鉄質火山噴出物及び珪長質火山噴出物の給源火口における分布から、巨大噴火を発生させる大規模な流紋岩質～デイサイト質マグ
マ溜まりは想定されていない
また、規制委員会は、阿蘇の火山事象の影響評価に用いる噴火規模
は、最後の巨大噴火以降の最大の噴火規模として評価を行った草千里ヶ浜軽石噴火（約 3 万年前、約 2km3）が該当し、その火砕流堆積物の分布は、阿蘇カルデラ内に限られることから、運用期間中において施設に影響を及ぼす可能性が十分小さいと判断しています。

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Ⅳ－４ 外部からの衝撃による損傷の防止（第６条関係）
Ⅳ－４．２ 火山の影響に対する設計方針
御意見の概要考え方

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。原子炉本体の運用期間については、短い期間であるから、破局的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た
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るべきではない。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。

火山影響評価ガイドにおいて、原子力発電所の運用期間とは、原子力発電所に核燃料物質が存在する期間と定義されており、現行のガイドを用いて、評価を行うことが可能です。

兼用キャスクの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。火山灰の層厚が 15cmしか想定されていない火山影響評価をやり直すべき。
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
規模（噴出量数 10km3）を考慮すべきところ、その噴出量を 20～30km3 とすると、申請者が想定した噴出量の約 3～5 倍になる
ことから、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した大気中濃度の想定、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する。

規制委員会は、既許可申請に係る審査において、火山影響評価による降下火砕物の層厚 15cm について、以下に示すように、不確かさを考慮して適切に設定されていることから、妥当と判断しています。
・文献調査等の結果から、敷地付近で厚さ 5cm を超える降下火山灰
は、いずれも九州のカルデラ火山を起源とする広域火山灰であり、発電所運用期間中に同規模の噴火の可能性は十分小さい
くじゅうさん・阿蘇よりも敷地に近く、噴出規模も大きい九重山を給源とする九重第一軽石を対象に、不確かさとして風向を敷地方向に卓越させた風が常時吹き続ける仮想風を考慮した移流拡散モデルを用いたシ
ミュレーションを実施した結果、降下火砕物の最大層厚は 14cm である
なお、使用済燃料乾式貯蔵施設は、その安全機能の確保にあたり非常用ディーゼル発電機を必要としていません。

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Ⅳ－４ 外部からの衝撃による損傷の防止（第６条関係）
Ⅳ－４．２ 火山の影響に対する設計方針
御意見の概要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。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」と指摘している。しかし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。

考え方審査において、既許可申請において妥当性が確認された火山灰層厚（15cm）に対し、使用済燃乾式貯蔵建屋の給排気口が閉塞することのない設計であることを確認しています。
なお、想定される積雪深さ（52cm）に対しても、給排気口の開口部を十分高い位置に設置することにより給排気口は閉塞することのない設計としていることを確認しています。

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。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。

同上

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。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

同上

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Ⅳ－４ 外部からの衝撃による損傷の防止（第６条関係）
Ⅳ－４．２ 火山の影響に対する設計方針
御意見の概要である。申請者は乾式貯蔵施設に到達する火山灰層厚を 15 セン
チと想定しているが、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。
「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、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？またフィルタの目を細かくすれば、フィルタの目詰まりを起こすと考えられるが、そういう場合でも、キャスクの自然空冷は保てるのか？

考え方

審査において、使用済燃料乾式貯蔵建屋の給排気口は、開口部の設
置位置や構造により降下火砕物が侵入しにくい設計としていることを確認しています。
具体的には、使用済燃料乾式貯蔵建屋の給気口は、開口部を下向きの構造とし、降下火砕物が流路に侵入しにくい設計としています。
また、フィルタは設置せず、降下火砕物が侵入した場合でも、流路は十分な大きさを有する設計とし、流路が閉塞しない設計としていることを確認しています。
排気口は、排気により降下火砕物が侵入しにくい設計とし、排気口の開口部の位置を降下火砕物の層厚(15cm)に対して、十分高い位置に設置する構造とするため、排気流路が閉塞しない設計としていることを確認しています。

13

Ⅳ―９

安全施設（第１２条関係）
御意見の概要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
は、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。

考え方
審査において、兼用キャスク及び使用済燃料乾式貯蔵建屋について
は、「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」（以下「重要度分類指針」という。）に基づき、それが果た
す安全機能の性質に応じてクラスの設定がなされていることを確認しています。具体的には、兼用キャスクについては、放射性物質を貯蔵する機能を有するものとしてクラス２（PS-2）としています。
使用済燃料乾式貯蔵建屋については、兼用キャスクの放射性物質の貯蔵機能の遂行に直接必要はないため、重要度分類指針において、「当該系の機能遂行に直接必要はないが、その信頼性を維持し、又は担保するために必要な関連系は、当該系より下位の重要度を有するものとみなす」とされていることを踏まえ、兼用キャスクより下位の重要度（クラス３：PS-3）として分類していることを確認しています。
なお、使用済燃料乾式貯蔵建屋については、その波及的影響により兼用キャスクの安全機能を損なうことがないよう、基準地震動による地震力に対して損壊しない設計としていることを確認していま
す。

14

Ⅳ

設計基準対象施設（Ⅳ－１０ 燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設（第１６条関係））
御意見の概要考え方【遮蔽機能】【遮蔽機能】
キャスクや乾式貯蔵建屋の開口部における線量計算について、審査においては、兼用キャスクの構造、材料、使用済燃料の収納位
適切にモデル化して実施しているか。
置等を考慮した実形状をモデル化して線量当量率の評価を行い、兼用キャスクの表面の線量当量率を 1 時間当たり 2 ミリシーベルト
以下とし、かつ兼用キャスク表面から 1 メートル離れた位置における線量当量率を 1 時間当たり 100 マイクロシーベルト以下になる
設計としていることを確認しています。
また、使用済燃料乾式貯蔵建屋の開口部についても、建屋の開口部の実形状をモデル化し、ストリーミングによる影響を確認し、通常運転時において使用済燃料乾式貯蔵施設を含む発電用原子炉施設からの直接線及びスカイシャイン線による実効線量については、１
年間当たり 50 マイクロシーベルト以下となる設計としていることを確認しています。
なお、設置許可申請では、基本的な設計方針を確認しており、詳細な設計については設計及び工事の計画の認可の審査で確認していきます。
６．経年劣化を考慮した材料・構造健全性について、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。
また、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。

審査において、中性子遮蔽材（レジン）については、設計貯蔵期間（60 年）中の熱的（化学的）影響による質量減損を考慮し、保守的に 2.5%の質量減損を考慮した遮蔽評価が行われ、必要な遮蔽能力を有していることを確認しています。
なお、設置許可申請では、基本的な設計方針を確認しており、詳細な設計については設計及び工事の計画の審査で確認していきます。

15

Ⅳ

設計基準対象施設（Ⅳ－１０ 燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設（第１６条関係））
御意見の概要考え方【閉じ込め・監視頻度】【閉じ込め・監視頻度】
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兼用キャスクの閉じ込め機能については、兼用キャスク本体及び一り、閉じ込め機能を監視できる設計については、適切な頻度と次蓋により使用済燃料を封入する空間を設計貯蔵期間を通じて負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
圧に維持するとしており、一次蓋と二次蓋の蓋間をあらかじめ正圧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。
とし圧力障壁を形成することにより、放射性物質を内部に閉じ込め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ることを確認しています。この一次蓋と二次蓋との蓋間圧力を監視針として申請し、それを規制委員会が確認して妥当としている
することにより、蓋部が有する閉じ込め機能を監視できる設計であ
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ることを確認しています。蓋及び蓋貫通孔のシール部には、長期にいない。（閉じ込め・監視）
わたって閉じ込め機能を維持する観点から金属ガスケットを使用
し、設計貯蔵期間である 60 年間にわたって兼用キャスク内部を負圧に維持できる漏えい率を満足するものを使用するとしていることを確認しています。
蓋間圧力の監視の頻度については、兼用キャスクガイドにおいて、貯蔵期間中に閉じ込め機能が低下しても FP（核分裂生成物）ガス等の放出に至る前に密封シール部の異常を検知できる適切な頻度での監視を求めています。審査においては、基準漏えい率（設計貯蔵期間 60 年に達した際に、一次蓋と二次蓋の蓋間圧力が大気圧となる漏えい率。金属ガスケットの設計漏えい率に比べ保守的に設定したもの。）の 1000 倍の漏えいを仮定したとしても兼用キャスク内部
は約 4 年間は負圧に維持され、FP ガス等の放出に至ることはない
ことを踏まえ、異常が検知できる頻度（3 ヶ月に１度）で監視する
方針を確認しています。
なお、設置許可申請では、基本的な設計方針を確認しており、詳細な設計については設計及び工事の計画の審査等で確認していきま
す。

16

Ⅳ

設計基準対象施設（Ⅳ－１０ 燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設（第１６条関係））
御意見の概要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
同上に、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。
「適切な頻度で監視」では、安全性の確保はできません。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」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。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。

考え方

同上
兼用キャスクは、基準地震動 Ss に対しても除熱機能を維持でき、また、使用済燃料乾式貯蔵建屋の給排気口は積雪等により閉塞せず、兼用キャスクの除熱機能は阻害されない設計等であることから
除熱機能は低下しないことを確認しています。このため、兼用キャ
スク表面温度は貯蔵開始後が最も高く、使用済燃料の発熱量の低下
とともに低下することから、蓋間圧力の監視に合わせて 3 ヶ月に 1度監視する方針を確認しています。

【修復性】
【修復性】
審査書（案）IV の１０の５－（２）において、「閉じ込め機能の閉じ込め機能については、閉じ込め機能が低下しても FP ガス等の異常に対しては、使用済み燃料ピットへの移送を行い」とある
放出に至る前に密封シール部の異常等を検知できる頻度で監視をが、「異常」を検知して「移送」することしか想定されておらず、求めており、その異常に対しては、使用済燃料ピットへの移送を行
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い、使用済燃料の取出しや詰替えを行う方針であることを確認してなっていない。「修復性が考慮されている」とは言えず、「適切います。
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

17

Ⅳ

設計基準対象施設（Ⅳ－１０ 燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設（第１６条関係））
御意見の概要の判断は誤りである。
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。

【設計貯蔵期間・経年変化】
容器の安全性は 50 年間保たれるのか。

考え方

同上

【設計貯蔵期間・経年変化】
審査においては、安全機能を維持する上で重要な兼用キャスクの構成部材は、設計貯蔵期間（60 年）中の温度、放射線等の環境及び当該環境下での腐食、クリープ、応力腐食割れ等の経年劣化の影響を
設計入力値（例えば、寸法、形状、強度及び材料物性値）又は設計
基準値の算定に際し考慮していること、兼用キャスク内部は不活性ガスであるヘリウムを封入すること、さらに、必要に応じて防食措置等が講じられていること等を確認しており、兼用キャスクの経年変化に対して十分な信頼性を有する材料及び構造であり、兼用キャ
スクの安全機能を維持する設計であることを確認しています。
なお、設置許可申請では、基本的な設計方針を確認しており、詳細な設計については設計及び工事の計画の審査で確認していきます。

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。

同上

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

同上

18

Ⅳ

設計基準対象施設（Ⅳ－１０ 燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設（第１６条関係））
御意見の概要ょうか。
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、設計貯蔵期間 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。

考え方

審査書（案）は、設置変更許可申請に対するものであり、変更しようとする発電用原子炉施設の基本的な設計方針等について確認した結果を記しています。引き続き、事業者からの申請を踏まえ、機器等の詳細設計に関する設計及び工事の計画や保安規定について審査していきます。また、事業者が実施する使用前事業者検査に立ち会うことや事業者の検査記録を確認することを通じて、認可された工事等が適切に行われ、許認可事項・基準要求に適合しているかを確認します。その後の運転段階における事業者の保安活動については、原子力規制検査を通じて適切に実施されているかを監視していきます。

【廃炉後の修復性】【廃炉後の修復性】
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発電用原子炉を廃止しようとするときは、廃止措置計画の認可を受送して水中で蓋を開けて修復することになっている。乾式施設
け廃止措置を講ずることとなっており、この認可に当たっては、廃にとってプールは必需施設である。原発が廃炉になったあとは止措置期間中に性能を維持すべき施設、その性能並びに維持すべき
どうなるのか。廃炉後のことは規定されていない。無責任では期間を確認することとなっています。兼用キャスクによる貯蔵が維ないか？
持される間は性能維持施設として使用済燃料ピットを維持する等により兼用キャスクの修復性についても担保される必要があります。
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。

同上

19

Ⅳ

設計基準対象施設（Ⅳ－１０ 燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設（第１６条関係））
御意見の概要乾式貯蔵施設内でキャスクの蓋を開けることはできないため、同上
使用済燃料プールに移送して、蓋を開けて修復することになっている。しかし、原発が廃炉になれば使用済燃料プールもなくなります。伊方３号機もすでに 30 年近くが経過し、廃炉が近づいています。廃炉で、燃料プールがなくなれば、修復ができません。
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おかしいのではないか。

同上

貯蔵期間の終盤になると、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。

同上

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。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。

同上

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。

同上

考え方

20

Ⅳ

設計基準対象施設（Ⅳ－１０ 燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設（第１６条関係））
御意見の概要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。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。

考え方

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。

同上

審査書案には「キャスクでの保管方法」の規定はないが、使用済み燃料を保管したまま、他への移送は可能か？

本申請に係る兼用キャスクは輸送・貯蔵兼用キャスクであり、使用済燃料を貯蔵したまま輸送は可能です。

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。

閉じ込め機能の監視については、閉じ込め機能が低下しても FP ガス等の放出に至る前に異常を検知できる適切な頻度で監視を行う方針であることを確認しており、放射性物質が漏えいする前に使用済燃料ピットへの移送を行う方針を確認しています。

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。

伊方発電所において貯蔵されている 1 号炉の使用済燃料について
は全て 3 号炉使用済燃料ピットに搬出済みであり、冷却されています。また、2 号炉の使用済燃料については、現在審査中の廃止措置
計画認可申請において 2029 年度までに 2 号炉使用済燃料ピットか21

Ⅳ

設計基準対象施設（Ⅳ－１０ 燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設（第１６条関係））
御意見の概要考え方
ら兼用キャスク又は 3 号炉使用済燃料ピットに全て搬出する計画
としています。

22

査書案の表記
御意見の概要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？

考え方
建屋がない状態で過度の保守性を排した現実的な評価による実効線量の評価地点は、使用済燃料貯蔵施設から最短となる敷地境界であるため、御指摘を踏まえ、「敷地周辺」を「敷地境界」に修正します。

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？

御意見を踏まえ、「50 マイクロシーベルト以下」に修正します。
なお、ここで示している実効線量評価は、建屋としての遮蔽機能の必要性を確認するため、現実的に建屋がない状態を仮定した通常運
転時の評価であるため、設置許可基準規則第２９条の規定（年間 50
マイクロシーベルト以下を目標）を用いています。

「３．兼用キャスクの耐震設計方針（４）波及的影響に係る設計方針 ④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、「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か。

御意見を踏まえて「耐震重要施設」を「兼用キャスク」に修正します。

「２．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」が適切ではないか。

御意見のとおりですので、修正します。

23

査書案の表記
御意見の概要
ゆ ふ い ん考え方

９ページの８行目「湯布院」の読み仮名の記載が漏れている。
ゆ ふいん「由布院」と同じであるのか。

御意見の記載箇所については、正しくは「由布院」でしたので修正します。なお、読み仮名は６ページの初出箇所で記載しています。

９ページの文部科学省・京都大学(2017)は、2017 年にそのような大学は存在していないと思う。

文部科学省・京都大学(2017)は、両者による共著文献の文部科学省
研究開発局・国立大学法人京都大学大学院理学研究科（2017）を略したものです。

１０ページの４．の文末「上回る」は、前段の記載と同様に、「上回った」のほうがよいと思う。

趣旨に変わりはありませんので原案のとおりとします。

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。）

御意見を踏まえ、「上記の」を「上記（１）に示す」に修正します。

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。

御意見の点に関しては、本審査は伊方発電所に関する審査であることを、「表紙タイトル」及び「Ⅰはじめに」において記載してありますのでこのままの表記とします。
また、「発電所敷地内」は「本発電所敷地内」を指しており、ご意見を踏まえ修正します。

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。

申請書の記載を引用しているため、原案のとおりとします。

２４ページのローマ数字４－６の１６行目「消防法」は法律番

申請書の記載を引用しているため、原案のとおりとします。

24

査書案の表記
御意見の概要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。

考え方

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。

文意は変わりませんので、原案のとおりとします。

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。

御意見のとおりですので、修正します。

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。

審査書の数字の記載は法令、規則及び基準以外は原則半角としておりますのでこのままの記載とします。
なお、30 ページの 5 行目「1 メートル」の数字は半角となっています。

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？

御指摘の用語については、それぞれ設置許可基準規則及び解釈、申請書の記載等を引用したものであるため、原案のとおりとします。

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？

審査において、MOX 燃料は兼用キャスクの収納対象とされていません。御意見を踏まえ、2 ページの 15 行目「1 号及び 2 号炉燃料用」
を「1 号及び 2 号炉ウラン燃料用」、「3 号炉燃料用」を「3 号炉ウラン燃料用」に修正します。

25

別紙２
審査書（案）に対する直接の御意見ではないが関連するものへの考え方

令和２年９月１６日

御意見の概要考え方【震源を特定せず策定する地震動】【震源を特定せず策定する地震動】
令和元年度第７３回原子力規制委員会臨時会議（令和２年３月２
令和元年度第７３回原子力規制委員会臨時会議の資料において、３日）では、「乾式貯蔵施設」は「震源を特定せず策定する地震「震源を特定せず策定する地震動」の新たな基準の対象となる施動」を対象とすべきでない旨の議決がなされているので、本審査
設の選択肢として示された「一部の貯蔵施設」は、ＲＦＳ（リサイ
書においても当該地震動を対象外とする理由を追記すると、判断
クル燃料貯蔵株式会社リサイクル燃料備蓄センター）の使用済燃の経緯がより理解し易くなる。
料貯蔵施設であり、今回の申請対象である実用発電用原子炉の附属施設である使用済燃料乾式貯蔵施設のことではありません。
また、上記の原子力規制委員会臨時会議では、「震源を特定せず策定する地震動」に係る基準の改定方針に関して、継続審議となっており、震源を特定せず策定する地震動の標準応答スペクトルによる評価は、現段階では規制要求にはなっていません。
【審査全般】【審査全般】
兼用キャスクの実用に関しては、まだ知見が少なすぎて時期尚早
金属キャスクを用いた使用済燃料の乾式貯蔵は、国内でも約 20 年である。予期せぬ事態へも対応できるかどうかも、疑問である。
にわたる運用実績があります。また、諸外国でも広く採用されています。
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。

設計貯蔵期間は、当該兼用キャスクに使用済燃料を貯蔵すると想定する最大の期間として設定するものであり、事業者は設計貯蔵期間内に必要な対応を行うこととなります。

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。

御意見については、意見募集の電子政府の総合窓口（e-gov）上において、関連情報として、伊方発電所（３号炉）審査状況を掲載し
ています。

1

御意見の概要
6.経年劣化を考慮した材料・構造健全性における、 「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。」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。

考え方
設置許可の審査においては、基本設計方針として、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ことを確認しています。
運用時における兼用キャスク内部にヘリウムガスが封入されていることの確認については、事業者により実施されますが、必要に応じ原子力規制検査で確認することとなります。

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。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。

原子力規制委員会は、乾式貯蔵は使用済燃料の冷却に電源及び冷却水を使用しないこと、また頑健なキャスクに貯蔵されるため、湿式貯蔵よりもリスクが低いものと判断しています。

【使用済燃料の処分の方法、核燃料サイクル政策等】【使用済燃料の処分の方法、核燃料サイクル政策等】
六カ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
使用済燃料の処分の方法に関しては、既許可申請において、国内物の捨て場になる。
再処理を原則とし、再処理されるまでの間、適切に貯蔵・管理するとの方針としており、その方針に変更はありません。
なお、核燃料サイクル政策はエネルギー基本計画（平成３０年閣議決定）に基づき、経済産業大臣が対応するものと承知しています。
原発廃炉後、また 50 年後の安全な処理方法も定まっていない。
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。

同上

これ以上、核のゴミを増やす行為、すなわち、原発の稼働を止めてください。乾式貯蔵で、50 年たった後、どのようなことになる

同上

2

御意見の概要のか、全く科学的に説明されていない。より安全な保管を望み、本変更には反対する。

考え方

キャスクでの保管期間は約 50 年とされている。2021 年竣工予定とされる六ヶ所再処理工場の寿命は 40 年である。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ないため。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か？

同上

保管期間は容器の耐用から 50 年とされているが、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か。

同上

60 年後の搬出先、処分方法が明確になっていない現段階での乾式処分には問題があるのではないか。

同上

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。

同上

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

同上

3

御意見の概要
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在しません。

考え方

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。

同上

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。

同上「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。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。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。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。

同上

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。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。

同上

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。

同上

4

御意見の概要
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とを目的とする施設です。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。

考え方
同上

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。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。

同上

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。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。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

同上

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。

同上

5

御意見の概要
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。

考え方
同上

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。

同上

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ための乾式貯蔵はやるべきでは、ありません。

同上

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。

同上

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。

同上

6

御意見の概要

考え方【その他関連するご意見】【その他関連するご意見】
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
今回の意見募集は四国電力株式会社伊方発電所の発電用原子炉設性が高く、地震の際に、全電源喪失・断水が、数週間～数ヶ月続
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）
いても大丈夫なような乾式貯蔵が必要なだけでなく、断層や火山に対する科学的・技術的意見が対象です。
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る。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ある。諸外国でも、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る。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ほしい。
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、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なので、このような無責任極まりない方策には断固反対である。

同上

六ヶ所再処理は行き詰まりました。もう、使用済も各燃料を増やしてはいけないのです。【乾式貯蔵】して、当面貯蔵裕度を上げたとします。そして貯蔵量が増えた使用済み核燃料を、これからどうしますか？貯蔵裕度など上げてはならないのです。【乾式貯蔵】を言う前に、核のゴミを出さないことを考えましょう。

同上

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同上

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御意見の概要
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。

考え方

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。

同上

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。

同上「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。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。

同上

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