質問事項
１．再⽣監視試験⽚と次回以降の取出し試験について
東海第⼆原発では、運転開始当初に装荷した監視試験⽚セットはすべて取出し済みであり、次回以降については再⽣を企図して試験済試験⽚セットを炉内に再装荷している。原電が 2018 年に運転期間延⻑審査に提出した「劣化状況評価（中性⼦照射脆化）補⾜説明資料」には、「第 5 回監視試験の取出時期は、今後の原⼦炉の運転期間・照射量を勘案して、運転期間 50 年を迎える前の適切な時期に実施する」とある。
川内原発１号炉では、運転開始時に監視試験カプセル６体を装荷し、現在までに５体を取り出している。規制委は 2023 年 11⽉1⽇に、川内原発 1・2 号炉の運転期間延⻑の認可を⾏ったが、その審査結果によると、規制庁は、「運⽤ガイド 3.3 では『運転開始後 40 年を経過する⽇から 10年以内の適切な評価が実施できる時期に監視試験⽚を取り出し、当該監視試験⽚に基づき⾏う監視試験の計画』を記載することを⽰している」と要求事項を確認したうえで、九電が、「中⻑期の施設管理⽅針として、『原⼦炉容器胴部（炉⼼領域部）の中性⼦照射脆化については、今後の原⼦炉の運転サイクル・照射量を勘案して第 6 回監視試験を実施する』と設定していること」を確認したとある。九電の⽅針には試験の時期についての具体的な記載がなく、ガイドの要求に従ったものになっていない。
再装荷した試験済試験⽚の再⽣⽅法については、原⼦⼒規制庁より、「JEAC4201 の規定に同解釈別記６の要件を付したものにより実施することを規定しており、同規格の附属書 C に規定された⽅法で監視試験⽚の再⽣を実施することは認められています」との回答※があった。さらに、「2006 年 4⽉に独⽴⾏政法⼈原⼦⼒安全基盤機構の発⾏した『原⼦炉圧⼒容器監視試験⽚の再⽣に関する調査報告書』は、試験後のシャルピー衝撃試験⽚を再⽣する際の、接合技術に関する実験結果が報告されています。」との回答※があった。
「東海第⼆発電所 劣化状況評価（中性⼦照射脆化）補⾜説明資料」には、「今後、第５回及び第6 回の監視試験⽚を実施するに当たっては『共同研究報告書 運転期間延⻑認可制度に対応したRPV 監視試験⽅法の開発に関する研究』において再⽣監視試験⽚の製作⽅法を開発中である。
2016 年度に⾮照射材を⽤いた確証試験が完了し、現在、照射材を⽤いた確証試験を実施している段階であり 2019 年度に完了予定であることから、将来的に２回分の監視試験⽚を確保することは可能である。」との記載がある。
ところが、2023 年 5⽉23⽇の参議院連合審査会において、原⼦⼒規制庁は、2023 年 1⽉に事業者から試験⽚の再⽣が困難な場合があると説明を受けた旨答弁した。2023 年 1⽉に⾏われた原⼦⼒規制庁と事業者との意⾒交換の議事録によると、規制庁側が、「（昨年 12⽉に）事業者のほうからの説明として、原⼦炉圧⼒容器の溶接について、特に溶接幅の狭い⼿法を採⽤したプラントがあって、そういったプラントの監視試験⽚、再⽣する場合に、必要な⻑さが確保できずに、試験⽚の再⽣が困難な場合があるという説明を受けました」と発⾔していた。
「技術評価を提案する学協会規格について」（2023 年 8⽉22⽇：ATENA）などによると、事業者らは、JEAC4201 2007 2023 年追補版を 2023 年度中に発刊するとし、⻑期監視試験計画への移⾏時期を明確化するなどとしているが、再⽣試験⽚に関する追加の予定は確認できない。
（１）東海第⼆原発で装荷した及び装荷予定の試験済試験⽚セットの中⾝について、種類と数を明らかにされたい。
（２）川内原発１号炉は、第７回⽬以降は再⽣監視試験⽚を⽤いるつもりか。試験済試験⽚セットの中⾝について、種類と数を明らかにされたい。
（３）「共同研究 運転期間延⻑認可制度に対応した RPV 監視試験⽅法の開発に関する研究」はその後どうなったのか。2019 年度に完了予定の確証試験結果は確認したのか。
「将来的に 2 回分の監視試験⽚を確保することは可能」であることは確認できたのか。
（４）原⼦⼒規制庁は、特に溶接幅の狭い⼿法を採⽤したプラントの監視試験⽚の再⽣が困難で1あるとの説明をいつどのような場で受けたのか。結局再⽣の技術は確⽴したといえるのか。
（５）東海第⼆原発の次回の試験については、⾼経年化対策審査ガイドの記載に基づき、運転期間 50 年を迎える前に実施するという理解でよいか。試験に要する年限を考慮すると来年には取出しを実施することになると考えられるがいかがか。
（６）川内原発 1・2 号炉の次回以降の試験時期が施設管理⽅針に明確に記載されていないのはガイドに違反するのではないか。
（７）今後、運転開始 40 年以降の試験の時期についての規制はどうするのか。再⽣試験⽚の技術が確⽴するまでは取出し試験を⾏なわないというようなやり⽅は許容されるのか。
（８）再⽣監視試験⽚を作成する技術が確⽴していないのであれば、来年にも予定されている東海第⼆原発の再稼働をとめ、川内原発１号炉の運転期間延⻑の認可を取消すべきではないか。
（９）関電⾼浜原発 1・2 号炉及び美浜原発３号炉については、破壊靭性試験に⽤いる監視試験
⽚カプセルについて、１つのカプセルには、⺟材と溶接部のうちいずれか⽚⽅しか⼊っておらず、これを交互に取り出して試験を⾏っている。⾼浜原発 1 号炉について、⺟材だけに注⽬すると、運転開始 30 年〜40 年の間に⼀度も取出し試験を実施していないが、これは⾼経年化対策審査ガイドの要求に反するのではないか。
２．PWR の中性⼦照射量について
川内原発 1 号炉の第 5 回監視試験結果について、九州電⼒は、「内⾯から板厚 1/4 位置の深さに換算すると 114EFPY（引⽤者注：定格出⼒で 114 年分に相当）に該当する」としており、こうしたものを根拠に原⼦⼒規制委員会⼭中委員⻑が、「60 年を超える運転において圧⼒容器が受ける照射量に相当する監視試験データが既に得られている」などと述べている件について、市⺠側から「４倍以上の加速試験の結果とみることができるが、加速照射が過⼩評価になることは事実として明らかになっているではないか」との質問に対し、規制庁から、「PWR プラントの劣化評価で⽤いられている監視試験⽚は、中性⼦束、中性⼦エネルギースペクトル等の照射条件が原⼦炉本体となるべく等しくなる位置（炉壁）に設置されて」いるので問題ない旨回答※があった。
しかし、この回答は、監視試験⽚位置では、厚さ 1/4 深さに比べて４倍の中性⼦束（加速照射）になっているのではないかという市⺠側からの質問に答えていない。
（１）BWR プラントの加速照射が過⼩評価になるのは、中性⼦束、中性⼦エネルギースペクトル等の照射条件が異なるためであるとするが、照射速度の違い（中性⼦束の違い）が主な原因と考えてよいか。
（２）照射速度の違いによりゆっくり照射を受けた場合は同じ照射量でもより脆化が進む可能性はないのか、その場合には、PWR プラントを含めて、「60 年を超える運転において圧⼒容器が受ける照射量に相当する監視試験データが既に得られている」などとは⾔えないのではないか。
３．⾼浜原発 1 号炉の第５回の取出し試験結果について関電が提出した⾼経年化技術評価書によると、脆性遷移温度は実測値が 105℃と 100℃を超え、上部棚吸収エネルギーの実測値は 69Ｊで基準の 68Ｊに迫っている。⼀⽅で、厚さ 1/4 位置での予測値では、関連温度は現時点で 91℃（60 年時点で 96℃）、上部棚吸収エネルギーは現時点で74Ｊ（60 年時点で 72Ｊ）となっている。これらの数値の計算過程を⽰す説明資料の提出を関電に求めていただきたい。
追加質問
第 60 回技術情報検討会の資料「実プラントのデータによる破壊靭性に関する検討」の図３の破壊靭性温度移⾏量がマイナスのデータ点について、プラント名、監視試験回次、⺟材か溶接金属のどちらか、明らかにされたい。
※ 2023 年 8 ⽉2 ⽇付「御質問への回答について」原⼦⼒規制庁原⼦⼒規制企画課
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