令和６年第１回原子力委員会定例会議議事録

１．日時

令和６年１月１６日（火）１４：００～１５：３５

２．場

所

中央合同庁舎第８号館６階６２３会議室

３．出席者

原子力委員会
上坂委員長、直井委員、岡田委員
内閣府原子力政策担当室
山田参事官、梅北参事官
日本原子力研究開発機構

核不拡散・核セキュリティ総合支援センター

山口技術開発推進室長
原子力規制庁

原子力規制部

審査グループ

実用炉審査部門

審査グループ

地震・津波審査部門

天野安全管理調査官
原子力規制庁

原子力規制部名倉安全規制調整官

４．議題（１）ＩＳＣＮにおけるアクティブ中性子非破壊分析技術開発について（日本原子力研究開発機構）（２）九州電力株式会社川内原子力発電所１号炉及び２号炉並びに玄海原子力発電所３号炉
及び４号炉の発電用原子炉の設置変更許可（標準応答スペクトルを考慮した基準地震動の追加等）について（諮問）（原子力規制庁）（３）その他

５．審議事項（上坂委員長）時間になりましたので、令和６年の第 1 回原子力委員会定例会議を開催いたします。
本日は今年初めての原子力委員会になりますので、一言申し上げます。今月１日に、石川県能登地方を震源地とする最大震度７の令和６年能登半島地震が発生しました。まず、お亡－1－

くなりになられた方々に心から哀悼の意を表するとともに、被災された全ての方々にお見舞い申し上げます。また、地震直後から震災対応に当たられている皆様の御尽力に心から感謝
申し上げます。
長引く避難生活などにより、被災者の皆様方の御心労はいかばかりかとお察し申し上げます。非常に寒さの厳しい時期ですが、石川県内では、昨日の時点で約８，５００戸が停電になっているとのことであります。復旧作業に当たっている北陸電力の皆様、応援に入っている各事業者の皆様の御努力に敬意を表します。
震源に最も近い原子力発電所である北陸電力の志賀原子力発電所の状況が報道されていますが、発電所の状況は、北陸電力のホームページで確認することができます。１３日の時点
で、原子炉施設の安全確保に問題は生じておらず、外部への放射線の影響もないとのことですが、関係者の皆様におかれましては油断することなく、安全確保に向けた取組を続けるとともに、情報公開を引き続きしっかり行っていただくようお願いいたします。
原子力の平和的利用は、原子力の安全確保が大前提です。「原子力利用に関する基本的考え方」においても、安全を常に追い求める姿勢を原子力事業者の組織全体に確立することが必要であるとしております。原子力委員会は、事業者の皆様の安全に対する取組を注視しております。
それでは、本日の議題ですけれども、一つ目が、ＩＳＣＮにおけるアクティブ中性子非破壊分析技術開発について、二つ目が、九州電力株式会社川内原子力発電所１号炉及び２号炉
並びに玄海原子力発電所３号炉及び４号炉の発電用原子炉の設置変更許可（標準応答スペク
トルを考慮した基準地震動の追加等）について（諮問）、三つ目が、その他であります。
それでは、事務局から説明をお願いいたします。
（山田参事官）事務局でございます。
一つ目の議題は、ＩＳＣＮにおけるアクティブ中性子非破壊分析技術開発について。本日は、日本原子力研究開発機構核不拡散・核セキュリティ総合支援センター、技術開発推進室室長、山口知輝様から御説明いただき、その後、質疑を行う予定です。
原子力委員会では、昨年２月に決定いたしました「原子力利用に関する基本的考え方」を踏まえ、その実現に向け注目すべき情報、重要な論点などについてヒアリングを行っております。
本件は、「基本的考え方」の「３.４.国際協力の下で原子力の平和利用及び核不拡散・核
セキュリティの確保等を進める」及び「３.８ . 原子力利用に係るイノベーションの創出に－2－向けた取組」に関連したものです。
それでは、山口室長、御説明をよろしくお願いいたします。
（山口室長）日本原子力研究開発機構核不拡散・核セキュリティ総合支援センターの山口でございます。
それでは始めさせていただきます。
１ページ目。まず、我々が行っている技術開発、どのように、それからどういう技術開発を行っているのかを初めに御説明させていただいた後に、アクティブ中性子非破壊分析とは何だろうか。それから我々が行っている、それからこれまで行ってきたアクティブ中性
子分析を紹介させていただき、アクティブ中性子非破壊分析の適用例ということで、実際に使われている若しくは期待されている分野、そういったものについて説明させていただ
きたいと思います。
次の２ページにいきまして、まず我々の技術開発についてです。ＩＳＣＮ自体は第１回核セキュリティサミット、２０１０年になりますが、ここでのナショナルステートメントを受けまして設立、それから核検知・核鑑識技術開発をスタートさせております。方向性につきましては、文科省の原子力科学委員会、核セキュリティ作業部会等で御議論いただき進めているところでございます。
我々の行っている開発ですが、基本的にはニーズ、それから各種委員会で議論させていた
だいている方向性、これに従って進めているというところでございます。２０１９年におかれましては、文科省の核セキュリティ作業部会におかれまして取組の方向性というところにつきまして了承を頂いているというところでございます。
技術開発の「基本的な考え方」でございますが、まず、ＪＡＥＡの持つ核・放射性物質、これらの知見・経験、それから基盤技術というものを十分に活用すると。それからニーズ、
それから国際的な課題などに対して進めていく。それから基本的に国際共同研究を進めていくというところでございます。
次のページをお願いします。
我々が現在実施している主な技術開発になります。これらは文科省核セキュリティ強化等推進事業費補助金にて実施しているものになります。便宜上、上段を核セキュリティ技術
開発、下段を核不拡散技術開発と分けさせていただいております。非常に細かくて恐縮ですが、核セキュリティ技術開発といたしまして、一つ目、核鑑識技術開発。核テロ等で核物質・放射性物質が使われる、それから仕掛けられる、そういったことがあるわけですが、－3－

押収したそういう核物質・放射性物質がどこから来たのか、いつ作られたのか、そういった情報を分析することによって、捜査に協力するというものでございます。主に化学分析であったり、電子顕微鏡の画像解析とか、あと放射線計測、そういうものを使って特定していくというものになります。
その右、真ん中が、核セキュリティ事象における核物質魅力度評価に係る研究ということで、これはアメリカ政府、ＤＯＥと共同で進めさせていただいているのですが、核物質はテロリスト側から見てどういう魅力があるのか。その魅力度を評価して、究極的にはその魅力度を減らすことによってセキュリティを高めてやろうといったものになります。
その右側なのですけれども、広域かつ迅速な核・放射性物質検知技術開発ということで、主にソフトターゲットを呼ばれるスポーツイベントであるとか、それから大型のショッピ
ングモールなどに、核テロとして仕掛けられる核物質・放射性物質などを検知してあげようと。更にそういう開発を行うことによって、抑止効果の方も期待できるのではないかというところでございます。
下段につきましては、不拡散技術開発といたしまして、アクティブ中性子、これは大きく二つ紹介してございますが、これについては後ほど説明させていただきます。もちろんア
クティブ中性子分析なのですけれども、核不拡散だけではなく、核セキュリティにも応用できるものでございます。
次のページをお願いします。
それでは、アクティブ中性子非破壊分析についてです。アクティブというぐらいですから、
パッシブも当然ございます。パッシブ中性子非破壊分析について、まず説明させていただ
きます。パッシブ法というのは、核物質が自ら発する放射線、中性子だったりガンマ線だ
ったり、こういうものを利用して測定を行うものになります。中性子を測るものをパッシ
ブ中性子、ガンマ線を測る場合はパッシブガンマというふうに呼んでおります。
他方、アクティブにつきましては外部から、例えば中性子線を照射することによって反応を起こさせて、そこから出てくる中性子、それからガンマ線などを測定するものになります。一般にアクティブ中性子法、アクティブＮＤＡ法は、高い線量を持った核物質の測定、例えば使用済燃料であるとか、それを溶かしたようなものであるとか、そういったものの測定、それから遮蔽されたものに中にある核物質を検知するとか、そういったものに有効であると考えられております。そういった核物質等につきましては、なかなかパッシブ法では難しいという状況でございます。

－4－

次のページをお願いします。
アクティブ中性子非破壊分析とはということで、ここでは大きく四つの手法を述べさせていただいております。一番右上になります。中性子が核物質に当たって、核分裂反応を起こすわけですけれども、それに伴って出てくる中性子を測定するというもの、それがＤＤＡ法と呼んでいるものになります。それから、核物質が核分裂を起こして、核分裂生成物になります。核分裂生成物が更に崩壊してガンマ線を放出しますので、それを測るのがＤ
ＧＡと呼ばれている遅発ガンマ線分析になります。それから入射した中性子がサンプルを通り抜けるわけですけれども、その通り抜けた中性子を測定するものが透過中性子測定、我々はＮＲＴＡと呼んでいるのですけれども、これになります。
それから、中性子が中性子捕獲反応によってガンマ線を出します。そのガンマ線を分析す
るのがＰＧＡとかＮＲＣＡとか、そういうふうに呼んだりするもので、即発ガンマ線分析というふうに我々は呼んでおります。それぞれの反応で得られる情報というのが異なるため、これらを組み合わせるということが非常に有効ではないかというふうに考えられております。
次のページをお願いします。
我々が行ってきた中性子非破壊分析技術開発になるのですが、大体２０１５年頃から行ってきております。その前までは使用済み核燃料中に含まれているプルトニウムを測定する試験などをアメリカと共同してやったり、中性子検出器としてよく使われているヘリウム
３管ですね、これを代替する技術。当時ヘリウム３検出器、検出管が保障措置目的ではな
かなか入手しづらいという情報がございましたので、その代替技術というものを２０１５
年より前までは開発していたところです。
２０１５年からは、先ほどの四つの手法を中心に開発の方を進めておりました。ピンク、黄色、青と３色あるのですけれども、それぞれフェーズⅠ、フェーズⅡ、フェーズⅢとい
うふうに分けて技術開発を進めてまいりました。現在はフェーズⅢという段階、フェーズ
Ⅲの２年目になります。現在は遅発ガンマ線分析、それから中性子共鳴分析、大きく分けてこの二つを中心に開発の方を進めているところです。
次のページをお願いいたします。
まず、一つ目です。遅発ガンマ線分析になるのですが、ここでは実装型と呼んで、かなりコンパクトで実際に設置可能なようなモデルを作っております。目的といたしましては、
例えば再処理施設などでの高線量核物質の計量管理、それから検認作業というものが効率－5－化できるのではないかということで、実用可能な小型装置の開発というところをターゲッ
トに置いてシミュレーション、それから実験の方を行い、システムとしての開発を進めているところでございます。当初、欧州委員会のジョイントリサーチセンター、主にイタリ
アにございますＩＳＰＲＡ研究所というところと共同して進めてきており、当初は先方の持っている核物質、それから装置の方を利用させていただいて基礎的な実験を行い、次のフェーズになりますと、我々の方で装置を設計、製作して、それをイタリアに持ち込んで向こうで試験を行う。現在のフェーズはＪＡＥＡ内に装置の方を、その実証前段階ぐらいのフェーズの装置を設置いたしまして、試験の方を行っているという段階でございます。
次のページをお願いします。
最近の成果でございますが、目的としては小型装置の開発ということになります。行ってきたことは、欧州委員会のジョイントリサーチセンターと共同研究を行って、基礎的なデータ取得の方を行っております。それからＪＡＥＡのＪＲＲ－３実験利用棟におきまして、
装置開発の方を進めておりまして、シミュレーションとの比較によって評価の方を行っているところです。
成果につきましては、右の一番上の図を見ていただくと分かるのですけれども、青、黒、赤と３種類のスペクトルがあり、それぞれウラン２３５とプルトニウム２３９の比を変えた測定の結果になります。同じようなエネルギーチャンネルのところに同じようなピークがあったり、ピークの高さが違ったりとか、いろいろその差を分析することによってウラン２３５とプルトニウム２３９の測定を行っていくという、原理的な部分ですね。こういう原理実証が確認できたということです。
それから、真ん中の段のウラン２３５ですけれども、この重量とそのガンマ線の量、カウントになるのですけれども、これが比較的直線の上に乗っているような図になり、これによってガンマ線のカウントとその重量の相関関係が確認できたと。それから、小型装置の設計・設置ということで、下段の写真、それから絵になるのですけれども、こういった小型化された装置の方を設計、製作して、実験を行っているというところでございます。
次のページをお願いいたします。
次は、中性子共鳴非破壊分析技術です。これは先ほども説明させていただいたのですが、中性子をサンプルに照射して、突き抜けていく中性子を測ってやろうという技術になります。これにつきましては２０１２年ぐらいから基礎的な試験を始めまして、フェーズⅠ、
フェーズⅡを通して様々な試験を行って、その結果、透過中性子だけではその測定が難し－6－

い部分につきましては、中性子を照射することによってほかの反応も出てきますので、そういった反応も利用してより精度を高めてやろうといったものになりまして、現在ではその中性子透過分析と、我々は核分裂中性子なども組み合わせて、複合測定技術ということ
で、より高度な分析を開発しているところでございます。これにつきましても様々なところで利用可能と考えておりまして、次世代サイクル施設等のＭＡ入りの燃料であるとか、低除染の燃料であるとか、核鑑識などにも使えると考えておりますし、例えばデブリのようなものへの適用というものも可能性があるのではないかと考えているところでございます。
次のページをお願いいたします。
これまでの成果になるのですが、課題としては、特に中性子透過分析の場合は、ウランでいえば２３８がよく見えていたのですけれども、ウラン２３５が余り含まれていないようなものについてはなかなかそれを見付けることはできなかったのですけれども、様々な手法を組み合わせることによって、ウラン２３５についても検知できるようにしようというものでございます。
実施内容的には、検出器開発など、それからその開発した検出器を使って実験を行い、そのデータを解析するというものになります。他方、その精度を高めてやろうという方向と、それから限りなく小型化してやろうという方向と、二つの方向で今は開発が行われているところです。装置の大きさ的にいいますと、当初試験を始めたときには２５メートルぐら
いの大きさの装置を使って試験をしたりしていたところなのですけれども、これを卓上と呼べる程度の非常に小さい形で装置開発はできないかというところで、小型化に特化したような開発も行っております。
成果なのですけれども、右側の上から２番目の図、黒い線がガンマ線、赤い線が中性子線になるのですけれども、ガンマ線の部分だけですとウランでいうと２３８しか見えないというところですが、赤い中性子の方を見ていただけるとウランの２３５がより際立って見えてくると。これが一つの原理の確認ができたと言えるところになります。それから派生
技術的に我々の方で作成しました検出器ですね。これがほかの用途でも使えるのではないかというところで、特許の方を出願させていただいております。国内とか海外の方で特許を出しているところでございます。
次のページをお願いいたします。
次のページは、我々が統合装置と呼んでいるものになるのですけれども、三つのアクティ－7－

ブ中性子法の技術、ＤＤＡ、それからＰＧＡ、ＮＲＴＡと、この３種類の測定を一つの中性子で、この場合はＤＴ中性子源というのを使っています。これを使って３種類の測定を行うこともできる装置を開発というところで、これにつきましては、令和３年度で、ある一定の成果を得られたので、ここで技術開発というものを終了。これは文科省の核セキュ
リティ補助金としての開発プロジェクトは終了ということになっておりますが、その後、福島のデブリの測定とか、そういった可能性が期待されているところでございます。
次のページをお願いいたします。
我々の開発では、そのフェーズが変わるタイミングで外部の有識者の方からいろんな意見を伺って、その後の研究開発につなげていくという目的でワークショップ等を開催しております。
これは、フェーズⅡが終了したときに開催したワークショップになるのですけれども、Ｉ
ＡＥＡであるとか、それから他国の研究機関の方、国内でも大学であるとか、アメリカのＤＯＥであるとか、そういった方々に参加していただいて、御意見を頂く機会を作っております。この中、いろいろ厳しいコメントもあったりはしたものですが、おおむね我々の技術開発の方向性については理解が得られたのではないかと考えております。特に、手法
はそうだよねと、今後その実装を狙って、手法開発から定量的な測定ができるような、そういう技術開発をしていくことが大事であるという御意見を頂いております。
次のページをお願いいたします。
ここからはアクティブ中性子法の適用事例などを紹介させていただきたいと思います。ア
クティブ中性子法ですが、核不拡散、いわゆるＩＡＥＡ保障措置とか核物質の計量管理などに実際に使われているところでございます。
それから、核軍縮、これは核軍縮で使われているというよりも、核軍縮検証の中でやはりパッシブ法では難しい部分がありますねと、技術としてはこういうのがあり得るのではな
いかという提案がされているところでございます。
それから核セキュリティ。コンテナ等に隠されたような核物質、それから爆発物なども見付ける技術があるということでございます。その他として、化学兵器の測定にも使えるのではないか。それから、インフラの予防保全に使えるのではないかというような提案がございます。
一番右の上になるのですが、これはＪＡＥＡの人形峠の方に設置されたウラン廃棄物を測定するための装置になります。ここにアクティブ中性子法というのが使われております。

－8－

後ほどもう少し詳しく説明させていただきます。
右の真ん中の絵になるのですが、これは主に手荷物、スーツケースなどに隠された核物質を比較的簡単な方法で見付けてあげようというものになっております。それから一番下になるのですが、これはコンクリート中の塩分をこのアクティブ中性子で測定して、その予防保全につなげるというような御提案でございます。
上の測定装置二つですね、これは我々ＩＳＣＮというよりは、ＪＡＥＡのほかの部門、具体的には原子力基礎工学研究センターというところで開発しているもの、それから一番下のインフラ整備につきましては理化学研究所、オリエンタル白石株式会社、こういったところで開発されているものになります。
次のページをお願いいたします。
ＩＡＥＡ保障措置で実際に使用されている装置になります。この目的は、新燃料のウランの分析に使われまして、中性子源といたしましてはＡｍＬｉ線源というものが使われております。一番左からＡＷＣＣ、これは主に研究炉の燃料であるとか、あとは比較的小さな
ボリュームのサンプルを測るような装置になっております。真ん中がＵＮＣＬと呼んでいるもので、軽水炉の燃料を測るものになります。軽水炉の集合体をくるむような形で設置いたしまして、一方向から中性子を当てて、反応して出てくる中性子を測るというものになります。それから一番右です。ちょっと写真が暗くて見えづらいところはあるのですけ
れども、これも軽水炉の燃料集合体を測定するものになります。真ん中との違いは、やはりガドリ（ニウム）入りの燃料は増えてきているところ、そういったガドリの影響を少な
くしてあげて、それから検出器、真ん中の測定装置に中性子検出器としてヘリウム３管が使われているのですけれども、右側については液体シンチレーションカウンターというものが付いていると。ヘリウム３の入手困難性、それからガドリ入り燃料の測定の高度化ということで、高速中性子を使ったものになるので、それに対応したような検出器になっているというものでございます。
次のページをお願いいたします。
ＪＡＥＡにおける装置開発ということで、ＩＡＥＡ保障措置に関連する例として紹介させていただきます。これも先ほど説明させていただいたとおり、ＪＡＥＡの基礎工学研究セン
ターの方が行われているものです。アクティブ中性子法のうちのＤＤＡ法を使って、更にその高速中性子を利用したものにするといった技術開発の方を行ってきたわけですが、これを実際に装置化いたしまして、人形峠の精錬転換施設の解体廃棄物などに使う装置を開発し、－9－

実際に運用してきたというものになります。これまではガンマ線などで測ってきたのですけ
れども、やはりその金属廃棄物とか、そういったものでの測定誤差といいますか、測定が困
難な部分があったということもありまして、このアクティブ法を使うことによってその精度が向上されたというところでございます。
次のページをお願いいたします。
それから、核セキュリティへの装置開発になります。これは比較的大型な、例えばスーツケースなどに隠された核物質を見付けてあげようというものになります。従来、中性子源としては大掛かりな中性子源を使ってきたのですけれども、ここでは表示付き線源と呼ばれる許認可の必要のない線源を使いまして、簡単に測定するものになります。コストについても
約１０分の１のコストに抑えられ、仕組みも簡単で、線源自体をぐるぐる回すことによって線源強度を変えてあげるというような工夫がされていて、核物質が入っていると、その核物
質がないときよりも中性子のピークの盛り上がりというのですか、それが遅れて出てくるという手法になっております。それから、中性子検出器の方も低コスト化を狙って工夫がされているというところでございます。
次のページをお願いいたします。
これは、我々の成果につきましては論文等で公開していくほかに、ＳＥＥＣＡＴと呼ばれるテロ対策特殊装備展、こういうところでも展示して、社会実装を目指した新たなパートナーを模索したり、関係者にこういう技術というものを共有することによってセキュリティを強化できないかというところで展示の方を行っているところでございます。先ほどの核物質検知装置であるとか統合装置、それから、我々の特許を出した中性子検出器なども展示を行っております。
それから、次のページをお願いいたします。
コマーシャルプロダクト例ということで市販品、市販化されているようなアクティブ中性子の装置を紹介いたします。これは化学兵器の検査に使うということで、それだけにしか使えないわけではないと思うのですが、そういう目的のためにということで記載がありました。
私は、化学兵器は専門ではないのですけれども、例えばこの装置は中性子、ここではカリフォルニウム線源若しくはＤＴ中性子源、こういう中性子源を使って兵器に照射する。そこで出てくるガンマ線を測定し、中身が何であるかという分析を行うというものです。例えばリンが大量に入っていれば白リン弾ではないかとか、リンが入っていなくて塩素が入っている、入っていない、その比率がどうであるとか、そういったところで例えば硫黄が入っていれば－10－

ＶＸガスではないかとか、こういう核種があればサリンではないかとか、そういったものが分かるというものです。ただ、その中性子源、カリフォルニウム線源でありますと１００Ｍ
Ｂｑとか、かなり大きなものになりますので、ちょっと手軽に使うようなものではないのかなとは思っております。
以上になります。ありがとうございました。
（上坂委員長）山口さん、ＩＳＣＮにおける長年の研究開発の歴史、それから実績を詳細に御説明いただきまして、誠にありがとうございます。
それでは、委員会の方から質問させていただきます。
直井委員、よろしくお願いします。
（直井委員）それでは、直井から幾つかコメントさせていただきます。
昨年１２月までは、私もこのＩＳＣＮの技術開発に関連しておりましたので、質問はない
のですけれども、幾つかコメントをさせていただければと思います。
取り組まれているアクティブ中性子法を使った高放射線量率のサンプルに含まれる核物質の検知ですとか定量技術、これは大変難しい技術だと思います。ＩＡＥＡが提示しております保障措置に関わる技術開発ニーズにおきましても、こういったアクティブ中性子を使った技術というのは、中長期的な開発目標になっています。その中で原理の実証ですとか、装置の小型化、それから低コスト化など多くの成果が出ていて、社会実装もかなり近いところまで開発が進んでいると思います。
まず、１点目のコメントです。核物質の検知技術として福島のデブリ処理過程で、デブリ収納缶に仕分作業をやっていくというようなことになるわけですけれども、開発されたこ
ういった技術が適用される可能性が非常に高いのではないかなと思います。福島のデブリ処理の検討をされている方々とは、既にワークショップなどを通じて情報の共有ですとか連携をされていると思うのですけれども、これまで以上に緊密に連携・協力していただいて、開発された技術が社会実装につながるようにしていただけたら素晴らしいというふうに思います。
それから、２点目なのですけれども、再処理施設における溶解液の非破壊分析技術として開発を進められている遅発ガンマ線分析システムなのですが、これは大変難しい。また新しい技術で、恐らく世界でこの技術開発を行っているのはＩＳＣＮだけではないかと思います。現在の実装を目指して小型化のシステムを作り上げるフェーズ、これはあと２年ほどで完了するということですので、これに続く次のフェーズとして、是非、実機で実証試－11－験を実現していただけないかなというのが２点目でございます。
最後、３点目ですけれども、高放射線量率のサンプル中の核物質の定量技術、これは既存の再処理施設だけではなくて次世代の革新炉、その燃料ですとか、その燃料サイクル、その計量管理などにも応用できる技術になります。一連の開発成果というものを次世代革新
炉のセーフガード・バイ・デザインに生かしていっていただければと思います。この分野
で日本が貢献するということは非常に意義がありますし、我が国の大きな国際貢献の一つにもなるのではないかというふうに思います。
以上です。
（上坂委員長）特に御回答、いかがですか。
（山口室長）直井委員、貴重な御意見ありがとうございます。
我々が思っている方向と直井委員の御意見、非常に近い部分がございますので、そうなる
ように我々としても関係者に我々の成果を共有するとともに、一緒になって進めていける
ような、そういう努力をしたいと思っております。
ただ、核不拡散・核セキュリティ分野というものは非常にマイナーな分野であり、その実装といてもなかなかニーズが多いわけではないので、そこは非常に苦労するところでございます。
以上でございます。
（上坂委員長）それでは、岡田委員、お願いします。
（岡田委員）山口様、御説明ありがとうございます。
私の方からは基本的なところを質問させていただきますが、４ページのところで、アクテ
ィブＮＤＡ法と高線量試料の核物質測定や隠蔽された試料の検知に有効と考えられるパッシブ法なのですが、この高線量試料がなぜパッシブ法で測定できないかについて詳しく説明していただけないでしょうか。
（山口室長）質問ありがとうございます。
パッシブＮＤＡ法なのですが、例えばウランであるとかプルトニウム単体であれば、比較的そのウラン、プルトニウムの持つ固有のピークというものが見えやすいという状況です。
それにいろいろな、例えば使用済燃料であれば様々な核種が様々な放射線を出すと。そうなりますと測定したときにそのピークが重なってしまって、何を測っているのか分からな
いという、そういう状況になる。
他方、アクティブの場合は、中性子を照射させて、例えば遅発ガンマ線分析であれば、そ－12－

ういう妨害する核種が出すピークよりも更に高いエネルギーのピークを見る。要は妨害されにくいピークを見ることによって分析が可能になってくる。そういった違いがございます。
ありがとうございます。
（岡田委員）ありがとうございます。つまり、いろいろなものが入っていると、いろいろなピークが出てしまう。そのときに沢山のピークが出てしまい、重なって検出しづらくなる。
アクティブ法では、遅発ガンマ線や核分裂中性子、それから透過中性子、即発ガンマ線などを組み合わせることによって測定が可能になるということですか。
（山口室長）はい。それぞれの手法で分かる情報というのが少ないので、やはりいろいろ組み
合わせることによって目的の情報を得るというところになってくると思います。
（岡田委員）もう一つ質問ですが、そういう場合、核不拡散・核セキュリティを取り巻く状況についてですけれども、そうなるともしかして、今はすごく複雑な核物質というのが増えているということになるのか、それとももっと低レベルのものが移動して歩く可能性があるのか、どちらなのか。というのが、核セキュリティに当たる物質がすごく複雑な様相を呈しているものなのか、それとももっと低レベルなところで動いてきている、動いて世界中を動く可能性があると言っているのか、そこら辺が分からないのですが、教えていただ
けますか。
（山口室長）質問に対する答えになっているか分かりませんが、今まで難しくて直接なかなか測定できなかったものが測定できてくるであるとか、例えばこういう非破壊分析でなかなか難しいので、破壊分析、化学分析ですね、そういった分析で時間を掛けてやっていたものが非常に短い期間で分析できるようになる。更に化学分析であれば、ものが均一であれ
ば、サンプルの代表性が担保されるのでいいのですけれども、不均一なものなんかはこちらの非破壊分析のほうが強かったり、そういった違いがございます。
（岡田委員）よく分かりました。結局、その水際対策をするときにはなるべく早く情報を得た
いという、それでいて簡単に分析できるという方法の開発が、こういう核セキュリティとか核不拡散では大事だということですね。
（山口室長）はい、そのとおりでございます。究極的にはセキュリティ事象が起こっている現場に持ち込んで、その場で簡単に早く結果が出る。そういうものが理想的になってきます。
（岡田委員）ありがとうございました。以上です。
（上坂委員長）それでは、上坂から幾つか質問をさせていただきます。

－13－

私は、東大にいるときに文部科学省の核不拡散・核セキュリティ作業部会の委員長をやっていましたので、３年前まではこの研究開発を把握しているところであります。
それで、今日幾つかのお話があったのですが、隠蔽核物質のその場検査、それから様々な現場対応可能な装置の開発を目標に置きながら、今日は御説明がありませんでしたが、補足の中にある阪大のレーザーを使ったレーザー中性子源とか、兵庫県立大のニュースバル
とか、アメリカのデューク大の加速器を使ったコンプトン散乱・多即可変ガンマ線分析法のような先端的な技術も最近されております。実用技術と新技術をうまく組み合わせながら研究開発を実施されているなということであります。
そこで質問ですが、その中で実用的装置の代表的である、１５ページのアクティブ中性子
非破壊検査ですね。この装置は、現在は人形峠の事業所で廃棄物中のウランの検出を行ったということですが、大体何グラムのウランが何分ぐらいの測定で測られたのでしょうか。
（山口室長）質問ありがとうございます。その節はいろいろお世話になりました。
人形峠のこの装置に限って言うと、大体中性子のインテンシティが１０の８乗程度のものを使っていると伺っております。実際に測定した結果からすると、大体１０グラムぐらいのウラン、測定時間といたしまして１０分程度というふうに伺っております。この辺は例
えば検出器の数であるとか、時間を掛けるとか、いろいろすることによって精度なんかも変わってくるものではございますが、その実際のオペレーションと求められる精度のバランスとか、そういうことが重要になってくると思っております。
（上坂委員長）この装置は今、引き続き人形峠の事業所に置いてあるのですか。
（山口室長）はい。測定キャンペーンの方は２０１６年だったと思うのですが、もう終了しておりまして、ＤＴ中性子源などもＪＡＥＡのほかの部署、先ほどもちょっとあった原子力
基礎工学研究センターですね、そちらの方に移管してですね。ただ、その装置自体はまだ人形峠に置かれているというふうに聞いております。
（上坂委員長）それから次の質問です。補足の方の３ページ目、レーザー駆動中性子源を利用したというページです。これで、この下の左の二つ目の図ですが、これは約２０年前、Ｊ
ＳＴの安全安心プログラムでＪＡＥＡと東大とＩＨＩで、それぞれアクティブ中性子法、それから２色エックス線分析、パッシブガンマ線分析ですね。それを三つ並べて、正にベ
ルトコンベヤーで来る手荷物の中にある隠蔽核物質を検査するという研究開発でありました。ここで、本当に各部屋を数十秒ぐらいで動いて、アクティブ中性子法で、ＪＡＥＡのＮＵＣＥＦの施設で、実際にウランを入れまして検出しました。

－14－

それで先ほどいろいろな利点、手法によって優劣があるというお話がありました。例えば
中性子法ですとポリエチレン反射体とか、あるいはボロン系で囲まれますと吸収体で検出しにくいと。一方、それらはエックス線ですとすかすか透過で見やすい。一方、鉄系ですと、今度エックス線は通らないので、エックス線は見えなくて、逆に鉄は中性子から見るとすかすかで見やすいと。それから、パッシブガンマをバックアップ的に使うと。そういう三つの手法を補いながら検出システムを作り上げたと思います。
この考え方は、例えば今日の資料でもあったのですが、３．１の７ページの一番右下ですね。ここに正に測定セルが幾つかあって、ここでそれぞれ異なる測定されて、そしてその組み合わせた分析ですね。こういうように、過去の実績、それから最近の精度向上を見ま
すと、こういう形で隠蔽されるか、あるいは先ほどの燃料デブリの中のウランとかの検出、計量ですね。何グラムあるかと。こういうのは例えば、中性子アクティブ法や２色エック
ス線法やパッシブ中性子。ガンマ法の組合せでやっていくのが確かかと思います。山口さん、今ここまでの御実績でどのようにお考えですか。
（山口室長）ありがとうございます。
私は核不拡散・核セキュリティの目的の技術開発ということで進めていて、その立場からなかなか答えづらいところではありますが、その技術の点からは、委員長がおっしゃった
ように、これだけ使えば全部オーケーというものはないのかなと。やはり各技術の強みですね。エックス線はエックス線の強みがあるし、ミューオントモグラフィはミューオント
モグラフィの強みがありますし、ガンマ線やニュートロンで見えない部分が見えたりする
ものもございます。他方、そういった技術ではプルトニウムとかウランとかの判別は難し
いので、いろんな手法、それからパッシブ法、先ほど高線量物質はパッシブ法は難しいという話をさせていただいたのですが、難しいなりにもその測定が比較的簡単であるとか、利点がございます。そういったものをどう組み合わせていくかというのが、これからの開発になってくるのかなというふうに思っております。
貴重な御意見ありがとうございます。
（上坂委員長）ありがとうございます。
それから、１４ページです。やはり小型化を狙っていくと、中性子源というのはここにあるアメリシウム－リチウム線源やカリフォルニウム２５２のようなＲＩの中性子放出するものを使う方向に進んでいくと思います。そうしますと小型化は図れるのですが、その分強度が減りますので、測定時間が長くなると思うのですね。それで、例えばこの１４ペー－15－

ジの真ん中の装置とか、あるいは１６ページで、回転しながら多くの中性子を当てるというやり方ですね。これでは大体どのくらいの測定時間で、また何グラムぐらいで核物質が測られていくことになるのでしょうか。
（山口室長）ありがとうございます。
まず、その中性子源のお話でございますが、ＲＩによる中性子というものがあるかと思います。他方、アメリカとかは中性子源に限らず大きいＲＩ、放射能量が大きいＲＩというものはセキュリティ上リスクだということで、逆に加速器に変えていこうとする動きがあったり、そういうものは実際にございます。
それから、測定の話ですが、まず核セキュリティはカリフォルニウムを使って、スーツケースの中の隠された核物質を見付けようと。こちらになるのですけれども、こちらですと
大体２０分から３０分ぐらいの測定時間と聞いております。ただ、これは核物質を定量するものではないので、実際にその何グラムというところはちょっと難しいかなというところなのですが、いろんな資料を昔読んだところによると、ちょっと記憶が定かでないとこ
ろはありますが、プルトニウムゼログラムと１００ミリグラムだったかな、の区別はきちんとできるような、そういったものだったというふうに記憶しています。
それから、ＩＡＥＡの装置、これはアメリシウム－リチウムの線源を使っているのですけ
れども、この線源は今生産が行われていないので、先ほど言ったようなほかの手段で何とかしないといけないという課題というのが、ＩＡＥＡの保障措置上はあるというふうには聞いております。
測定時間ですが、私も使ったことはあるのですが、明確には覚えていないのですが、結構時間が掛かるもので、そのバックグラウンド測定として線源を入れないで、２３８のニュートロンをしばらく測るので、それを測ってから燃料を入れて、ソースを入れて、アクテ
ィブをやると、全部で１体、どのぐらいですか、３０分は掛かったと思います。そのハンドリングも含めてですね。結構、もうちょっと掛かったかなという印象ですね。
（上坂委員長）でも、アクティブ中性子法で、８乗１０の８乗ニュートロン毎秒で１０分ぐらいでしたね。そうすると今回のはきっと推測で、１０の６乗ぐらいで、ぐるぐる回して１０の７乗ぐらいしているから、大体３０分ぐらいで合うのではないかと思うのですけど。
（山口室長）そうですね。実際には５乗ぐらいになっているだろうと。
（上坂委員長）５乗ぐらい。なるほど。
では、このカリフォルニウムであれば、実用は可能なのですよね。

－16－

（山口室長）はい。これはまた、その表示付き線源と呼ばれるもので、いわゆる許認可ではな
くて、もう少し簡便な手続で利用ができるものになっております。
（上坂委員長）はい。
それから、もう２点あります。一つは、福島の廃炉に関してＩＲＩＤが１０月に成果報告書を出しました。そこで今後、試験取り出し後の本格取り出しでの燃料デブリの仕分の非破壊検査手法として、今日のメインテーマであるアクティブ中性子法、それからエックス線ＣＴ、それからミューオン散乱法、それからアクティブ中性子・ガンマ線法が挙がっているのですね。それで、ＪＡＥＡはアクティブ中性子法の開発の中心の組織です。先ほど来いろいろ議論がありましたが、このアクティブ中性子とエックス線ＣＴ、ミューオン散
乱法、パッシブですね。これらの優劣と組合せが重要であるかとか、御存じの範囲で結構ですので、御担当ではないかもしれず大変恐縮ですが、コメントいただければと思います。
（山口室長）正にＪＡＥＡが全部やっているわけではないと。それから私自身がデブリをメインにやっているわけではないというところで、なかなか答えづらいところではございます。
ただ、いろいろどういうことがやられているかという話は聞こえてきますので、その中でその技術の優劣というのは特に付けていないというふうには聞いておりまして、やはり見るものが違いますので、それぞれの技術の強みを生かした適用というのが大事だろうというふうに考えておりまして、委員長がおっしゃられたように、ＪＡＥＡはアクティブとかパッシブを引き続きその試験を行ったりして、デブリの仕分にどういうものが使われるかというところには協力しているということでございます。
（上坂委員長）ありがとうございます。
では、最後ですが、９ページです。これは下に写真と図が三つ並んでいます。この一番左のは、これはベルギーの郊外にある電子ライナック中性子源によるタイムオブフライトタ
イムオブフライトによるＮＲＴＡの装置ですね。これは長さ数十メートルもあって非常に巨大です。たしか、お伺いしたのは、何か物質を複数ブラックボックスに入れて、それを幾つかの手法で測って、正しく中が分かっているかというコンペをやった。何グループかやったらみんな正解だった。よかったねという話。ＩＡＥＡが主体になっていたのですね。
そういうコンペがあったそうですが、しかしながら数十メートルの装置ではなくて、ハン
ディーな装置でできないかというのが宿題で終わりましたということですね。８年前ですね。
その解が、隣にある卓上ではないけれども、５メートルぐらいになったということでしょ

－17－

うか。
（山口室長）はい。一番下の左から２番目、我々は統合装置と呼んでいるもの、これはＮＵＣ
ＥＦという施設にあるのですが、ここで大体このＮＲＴＡについては５、６メートルと３メートルぐらい、何か２種類測定ができるというふうに聞いております。
更にそれを短くできないかということで、１０ページの右下の部分ですね。我々は卓上型といって、このぐらいの大きさでできないかというところで、その中性子源をカリフォル
ニウムにするとか、カリフォルニウムは常に中性子が出るので、そこをどう、パルス中性
子が一番いいのですが、それをどう使えるかというところが技術開発になるのですけれども、こういうところで小型化に特化した技術開発というのも別途、というところでございます。
（上坂委員長）そうですね。ここも是非そういう課題がワークショップでＩＡＥＡから提起された。それに対して皆さん開発されて、その結果が現状だと思います。その方向の研究開発を進めていただければと思います。
私からは以上でございます。ほかに委員の方からありますか。
（直井委員）では１点。
先ほど山口さんの方から、核不拡散の分野ですとか核セキュリティの分野のニーズが小さいというお話が出てきましたが、確かにマーケットが小さくて、なかなか難しいのだと思いますが、平和利用を進めるに当たってはなくてはならない技術なので、是非とも頑張っていただきたいと思います。
それで、最終的にその実装するに当たって、メーカーに入ってもらうということが非常に重要ですが、マーケットが小さいから作っても売れないので入ってこないというような悪循環になってしまう可能性はあるのですけれども、是非メーカーを入れた開発も少なくともその出口戦略のところではやっていっていただきたいなというふうに思います。よろし
くお願いいたします。頑張っていただきたいと思います。
（山口室長）ありがとうございます。是非その実装化までできると、いい成功体験になってい
くのかなと思っております。我々としても先ほどＳＥＥＣＡＴ等に展示したり、メーカーといい関係を築いていきたいと考えておりまして、マーケットは狭いですが、是非うまく製品化できるといいなと考えております。
以上です。
（上坂委員長）よろしいでしょうか。

－18－

どうもありがとうございました。
それでは、議題１は以上です。
どうも山口さん、ありがとうございました。
次に議題２について事務局から説明をお願いいたします。
（山田参事官）事務局でございます。
二つ目の議題は、九州電力株式会社川内原子力発電所１号炉及び２号炉並びに玄海原子力発電所３号炉及び４号炉の発電用原子炉の設置変更許可（標準応答スペクトルを考慮した
基準地震動の追加等）について（諮問）でございます。
昨年１２月２０日付けで原子力規制委員会から原子力委員会に諮問がございました。これは原子力規制委員会が発電用原子炉の設置変更許可を行うに当たり、原子炉等規制法第４３条の３の６第３項の規定に基づき、発電用原子炉が平和の目的以外に利用されるおそれがないことの基準の適用について、原子力委員会に意見を聞かなければならないこととされていることによるものです。
本日は、原子力規制庁から説明を聴取し、委員会において議論を行った上で次回以降、答申を行う予定です。
それでは、原子力規制庁原子力規制部審査グループ実用炉審査部門の安全管理調査官、天野直樹様、同グループの地震・津波審査部門、安全規制調整官、名倉繁樹様から御説明い
ただきたいと思います。
今日はオンラインで御参加いただいております。聞こえておりますでしょうか。
（天野安全管理調査官）はい。原子力規制庁の天野でございます。本日はよろしくお願いいたします。
御紹介いただきましたとおり、本件は九州電力株式会社川内原子力発電所及び玄海原子力発電所の発電用原子炉の設置変更許可に関する意見の聴取について、御説明をさせていただくものです。資料については、議事次第に記載いただいておりますとおり、資料第２－１－１から参考資料第２－２までの六つの資料に基づいて御説明をさせていただきます。
それでは、資料第２－１―１、川内の諮問文の方でございますけれども、こちらをまず御用意をお願いいたします。
資料第２－１―１号ですけれども、川内の意見聴取についてという文書ですが、本件は、
令和３年４月２６日付けで九州電力株式会社から、原子炉等規制法の規定に基づき設置変
更許可申請があったものですが、原子力規制委員会として審査した結果、許可の基準の各－19－

号のいずれにも適合していると認められましたので、原子炉等規制法第４３条の３の６第３項の規定に基づき、別紙のとおり同条第１項第１号に規定する基準の適用について、御意見を伺うものでございます。別紙については、後ほど御説明をさせていただきたいと思います。
続いて、資料第２－２－１、玄海の方の諮問文の方を御用意をお願いいたします。
資料第２－２－１でございますけれども、玄海の方につきましては、令和３年８月２３日
付けで九州電力から申請があったものですが、川内と同様に規制委員会として審査した結果、許可の基準の各号のいずれにも適合していると認められましたので、同様に基準の適用について御意見を伺うものでございます。
それでは、資料第２－１－２号の方で申請の概要について御説明をさせていただきます。
資料第２－１―２号ですけれども、こちらの２ページ目、裏面の方を開いていただけますでしょうか。（３）の変更の内容についてでございますけれども、川内原子力発電所については、これまでに設置変更許可等を受けた申請書の記載事項のうち、今回の変更は本文
五号の一部を変更するものでございます。
変更の理由は（４）に記載しておりますけれども、設置許可基準規則の解釈の改正に伴い、１号炉及び２号炉における基準地震動に、震源を特定せず策定する地震動として標準応答
スペクトルを考慮した地震動を追加するものでございます。
続いて、資料第２－２－２、玄海の方の申請の概要についてでございますけれども、こちらの方、裏面の（３）、（４）については、川内と同様でございますけれども、（４）に記載しておりますとおり、玄海３号炉及び４号炉における基準地震動に標準応答スペクト
ルを考慮した地震動を追加するものでございます。
では、続きまして、参考資料第２－１、川内の方のパワーポイントを用いまして、審査の概要について御説明をさせていただきたいと思います。
説明を名倉調整官に替わります。
（名倉安全規制調整官）原子力規制庁地震・津波審査部門、名倉と申します。よろしくお願いいたします。
参考資料第２－１の審査の概要、川内について説明させていただきます。
表紙めくりまして、１ページ目、審査の経緯でございます。
２０２１年４月に、許可基準規則解釈の一部改正を行いまして、その後、事業者より設置変更許可申請書を受理し、その後、計１７回の審査会合を実施しまして、審査を実施して－20－

まいりました。その結果について御説明申し上げます。
ページめくっていただきまして、２ページです。
標準応答スペクトルを考慮した地震動評価の概要です。中央の図を御覧ください。川内につきましては、地震基盤相当面を－１，０１８ｍ、それから解放基盤表面を－１８．５ｍに設置しております。この間の地震波の電波特性を考慮するため、地下構造モデルの設定が必要になります。川内原子力発電所におきましては、既許可地下構造モデルを用いております。
右の方の四角枠を御覧ください。既許可地下構造モデルにつきましては、長周期帯における評価に用いるために設定しておりますので、今回につきましては、地震観測記録を用いた検討、それからボーリング孔内減衰測定を追加で実施するなどいたしまして、長周期帯だけではなくて、短周期帯も含めて、全ての周期帯に適用できるということを確認しております。
その下、赤字で記載しておりますけれども、経緯として、当初申請では、ＥＬ－２００ｍ
以浅の地盤減衰（Ｑ値）につきまして、既許可地下構造モデルとは異なる値で設定しておりましたけれども、地震観測記録を適切に再現できないということと、それから地震動の短周期側の過小評価となり得るということから、規制委員会として地下構造モデルの再検討を求めたところ、申請者は既許可地下構造モデルを用いることといたしました。
この標準応答スペクトルを考慮した地震動評価の結果につきましては、次の３ページを御覧ください。
上側の図で、スペクトルで記載しておりますけれども、青色の線が今回評価した結果です。
それに対しまして基準地震動Ｓｓ－１に対しまして、これを上回るということで、基準地震動Ｓｓ－３として水色の線を設定しております。基準地震動の最大加速度値につきましては、その下の表の方に記載をしておりますけれども、Ｓｓ－３の水平方向及び鉛直方向の最大加速度値は、ほかの基準地震動よりも大きな値となっております。
ページめくりまして、４ページをお開きください。
基準地震動、追加になりましたので、基礎地盤、周辺斜面の安定性評価を実施しております。まず、設計基準対象施設、重大事故等対処施設の地盤安定性につきましては、変位・変形に関しまして既許可から変更がないということを確認しております。また、地盤の支持につきましては、その下の表に記載してありますとおり、①の支持力、②のすべり、③の傾斜につきまして、耐震重要施設、それから重大事故等対処施設につきまして評価を実－21－

施いたしまして、評価基準値又は評価基準値の目安値を満足しているということを確認しております。
なお、その下、周辺斜面につきましては、対象となる周辺斜面がないということの確認もしております。
続きまして、５ページをお開きください。
既許可以降に公表された知見についてでございます。地震調査研究推進本部の日向灘及び南西諸島海溝周辺の地震活動の長期評価（第二版）、これが発行されておりますので、これについて影響を検討しております。
下の表を御覧いただきますと、日向灘、南西諸島海溝周辺、それぞれにつきまして長期評価（第二版）では、Ｍ８、Ｍ８．０程度としております。それに対しまして、既許可の地
震動評価及び津波評価におきましては、この長期評価（第二版）と同等以上の地震規模を想定しているということで、新知見の影響はないというふうに判断をしております。
以上、説明者、替わります。
（天野安全管理調査官）説明者、替わりました。原子力規制庁の天野でございます。
続いて、６ページをお願いいたします。
基準地震動の追加に伴う耐震設計方針等についてですが、まず、①の弾性設計用地震動の設定方針については、設置許可基準規則の解釈において、基準地震動との応答スペクトルの比率の値が目安として０．５を下回らないような値で、工学的判断に基づいて設定すると規定しておりまして、この基準の要求事項等に基づきまして、基準地震動Ｓｓ－３との応答スペクトルの比率を０．５として適切に設定する方針としていることを確認しています。これ以外の耐震設計方針については、既許可申請書の内容から変更する必要がないこと、また、②のその他の関連する項目については、既許可申請書の内容から変更する必要がないことを確認しております。
続いて、参考資料第２－２を用いて、玄海の方について審査結果の概要の主なポイントについて御説明させていただきます。
説明者、替わります。
（名倉安全規制調整官）原子力規制庁の名倉です。説明、替わりました。
参考資料第２－２を用いまして、玄海３・４号機の審査の概要を説明させていただきます。
表紙をめくりまして、１ページ目、審査の経緯でございます。玄海につきましては、川内とほぼ同様の内容ですので説明を省略させていただきます。

－22－

ページめくりまして、２ページをお開きください。
標準応答スペクトルを考慮した地震動評価の概要でございます。玄海原子力発電所につきましては、地震基盤相当面は－１，８０４ｍ、解放基盤表面は－１５ｍです。その間の地震波の電波特性を考慮するために、今回この玄海につきましては標準応答スペクトル用の地下構造モデルを設定しております。
その設定につきましては、次のページ、３ページを御覧ください。
評価に用いる地下構造モデルの設定といたしまして、二つの表を掲載しております。左側が既許可の地下構造モデル、それから右側が標準応答スペクトル用モデルでございます。
層上面の深度と密度、Ｖｓ、Ｖｐの値、これにつきましては、ほぼ同じ値となっております。この二つのモデルの差というところにつきましては、Ｑ値の大きさが違うということ
で青の点線で囲っております。地盤減衰、Ｑ値の設置につきましては、標準応答スペクト
ル用モデルにつきまして、ＥＬ－９０ｍ以浅につきまして地震観測記録を用いて設定しております。それから、－９０ｍから－２００ｍにつきましては、ボーリング孔内減衰測定を追加実施しておりまして、その結果を基に設定をしております。このＱ値という値につきましては、大きいほど地盤を伝わりやすくて、小さいほど伝わりにくい。すなわち減衰をしてしまうというふうな値を表しております。この地下構造モデル、Ｑ値の妥当性につきましては観測記録を用いた検証をしております。
下の方の図を御覧いただきますと、水平方向ＮＳ、ＥＷ方向、それから鉛直方向、ＵＤ方
向につきまして、応答波と地震観測記録を比較しております。応答波の方が大きい若しく
は同等であるということを確認することにより、地下構造モデルの妥当性を検証しております。
この結果を用いた地震動評価の結果につきましては４ページを御覧ください。
水色の線が今回評価した結果で、基準地震動Ｓｓ－１の平らな黒の実線、これに対しまして、今回評価した水色の線が一部周期帯で超えているということでＳｓ－６ということで、
基準地震動を設定しております。
最大加速度振幅値につきましてはその下の表に載っているとおりでございます。水平方向、
鉛直方向ともに、最大値は別の地震動でありますけれども、双方の値がある程度大きな値となっております。
続きまして、５ページをお開きください。
基礎地盤、周辺斜面の安定性評価です。これも川内と同様に、支持につきましては、基準－23－

地震動Ｓｓ－６につきまして、支持力、すべり、傾斜につきまして、耐震重要施設、重大事故等対処施設につきまして評価を実施し、評価基準値又は評価基準値の目安値を満足していることを確認しております。それから、その下の周辺斜面につきましても、重大事故等対処施設につきましては周辺斜面が存在しますので、Ｓｓ－６による評価を実施いたしまして、評価基準値を上回るということの確認をしております。
説明者、替わります。
（天野安全管理調査官）原子力規制庁の天野でございます。説明者、替わりました。
続いて、６ページをお願いいたします。
耐震設計方針等についてですが、こちらについては川内と同様の内容になりますので、説明は割愛させていただきます。
続きまして、資料第２－１－１、川内の諮問文の方に戻っていただきまして、裏面の別紙
をお願いいたします。
下のほうに、「本申請については、」と記載している箇所がございますが、まず、１番目のポツですが、原子炉の使用の目的については、商業発電用という目的を変更するものではないこと。
それから２ポツ、３ポツ、４ポツ目ですけれども、こちらは使用済燃料の取扱いについてですが、使用済燃料については再処理等拠出金法に基づく指定を受けた国内再処理事業者
において再処理を行うことを原則とし、再処理されるまでの間、適切に貯蔵管理するという方針に変更はないこと。海外において再処理が行われる場合には、我が国が原子力の平和利用に関する協力のための協定を締結している国の再処理事業者において実施すること。
海外再処理によって得られるプルトニウムは国内に持ち帰ること、また、再処理によって得られるプルトニウムを海外に移転しようとするときは、政府の承認を受けるという方針に変更はないこと。
そして、上記以外の取扱いを必要とする使用済燃料が生じた場合には、これまでに許可を受けた記載を適用するという方針に変更はないこと。
以上のことから、発電用原子炉が平和の目的以外に利用されるおそれがないものと認められるとしてございます。
続きまして、資料第２－２－１、玄海の方の諮問文の裏面別紙をお願いいたします。
こちらについては、内容については川内と同様でございます。説明は割愛させていただき
ます。

－24－

原子力規制庁からの御説明は以上でございます。よろしくお願いいたします。
（上坂委員長）天野さん、名倉さん、説明ありがとうございました。
それでは、原子力委員会から質疑させていただきます。
直井委員からお願いいたします。
（直井委員）説明ありがとうございました。
私の方からは、特にコメントや質問はございません。どうもありがとうございました。
（上坂委員長）岡田委員、お願いします。
（岡田委員）御説明ありがとうございます。
私の方から、基本的な質問ですが、前もあったのですけれども、玄海とそれから川内の方の参考資料の方ですね。参考資料第２－２と２－１のところで、川内の方は３ページ、それから玄海の方は４ページですけれども、この基準地震動のスペクトルがありますけれど
も、玄海の方は６個のスペクトルですけれども、川内は三つしかやっていない。それはどうしてなのでしょうか。
それは別にこれに載っていないだけで、やっていることなのでしょうか。基準地震動の水平方向と鉛直方向のスペクトルですが、いかがでしょうか。
（名倉安全規制調整官）原子力規制庁の地震・津波審査部門の名倉です。
質問の御趣旨は、基準地震動について、玄海の方が非常に数が多くて川内の方は少ないけ
れども、これはどうしてかと。単純に言うとそういうふうな質問と理解しましたけれども、それでよろしいでしょうか。
（岡田委員）そうです。
（名倉安全規制調整官）お答えさせていただきます。
まず、基準地震動は、今回は標準応答スペクトルということで震源を特定せず策定する地震動というものでございます。それに対しまして、震源を特定して策定する地震動というものがありまして、敷地周辺の活動断層とか調査した結果を踏まえて、敷地周辺の活断層の地震動を評価、揺れを評価します。その揺れを評価した結果が、川内の場合は基準地震
動Ｓｓ－１の黒い線の中に包絡されてしまっていて、この黒い線で代表することを確認したので基準地震動が特定する方につきまして１本になっている。
それに対しまして玄海の方は、断層モデルという詳細な手法で評価した結果がＳｓ－１の
少し平らな黒い線を超えてしまっているので基準地震動として採用せざるを得なかったと、
そういうことで、この基準地震動Ｓｓ－１のこの平らな線を超えるものが評価結果として－25－

あるか否かということで、基準地震動の数が変わっているということになります。
以上です。
（岡田委員）ありがとうございました。
もう一つ。その隣にあるスペクトルですけれども、加速度のスペクトルがありますね。私は、川内のスペクトルの横軸のように広げた方がいいような気がするのですけれども、玄海の方はすごく狭くして判断しているのは、これはこれで良いのでしょうか。
（名倉安全規制調整官）原子力規制庁の名倉です。
まず、参考２－１の川内の方については、右側の加速度の波形の時間軸がゼロから３０秒
で、波形がほぼ満遍なく分布しているように見える。それに対しまして玄海の参考２－２のＰの４ページにつきましては、継続時間が６０秒までのうち３０秒までしか波がなくて、
３０から６０秒のところがないので、これは間延びしてしまっているからゼロから３０秒を延ばして表示した方がいいのではないかという指摘というふうに理解をしました。
何でこの玄海の方が６０秒まで記載しているかということにつきましては、これは断層モ
デル波等、ほかの波の方の時間として長いものをベースに継続時間の右端の軸を取っておりますので、結果としてＳｓ－６につきましては継続時間が短い地震動でありますので、半分ぐらいのところでしか到達しなかったということになります。
こういったところはほかの基準地震動とのバランスでやっているのですけれども、おっしゃるとおり、このＳｓ－６だけを示すのであれば、延ばして示した方がいいということについては今後気を付けたいと思います。
以上です。
（岡田委員）ありがとうございました。以上です。
（上坂委員長）それでは、上坂から幾つか確認と質問をさせていただきます。
まず、今回は川内１・２号炉、それから玄海３・４号炉の地震動評価で、地下構造モデルを設定したと。そしてそれぞれ基準地震動が、川内の場合はＳｓ－３、玄海の場合はＳｓ－６を新たに策定し、地震動評価をして安全を確認したと。プラス、前回審査以降、公表された地震動に関する知見等につき、全て既許可申請書の評価に変化がないことを確認したと。そういうことでよろしいですね。
（天野安全管理調査官）規制庁の天野です。御認識のとおりでございます。
以上です。
（上坂委員長）これで新規制基準対応の設置変更許可がなされている耐震Ｓクラス施設を有す－26－

る全ての商用原子炉、研究炉、原子力施設について、標準応答スペクトルを考慮した地震動に関する設置変更許可申請の審査が出そろったのでしょうか。
（天野安全管理調査官）原子力規制庁の天野でございます。
標準応答スペクトルに関する個別の設置変更許可申請を行った審査案件については、今回の川内と玄海でもって一通りの審査を対応したことになります。
なお、現在、新規制基準の適合性審査を審査中のプラントにつきましては、本体施設の審査と言っておりますが、新規制基準の適合性審査の中で標準応答スペクトルについても審査を行うことになってございます。
以上でございます。
（上坂委員長）ありがとうございました。
それから、能登半島地震では、志賀原子力発電所では実際の地震加速度、ガルが想定より若干上回ったという報道があります。変圧器、所内電源供給系統に一部異常があったのみ
で、発電所全体の安全は確保されたと認識しております。日頃の原子力規制庁及び委員会、
北陸電力志賀原子力発電所の安全対策が有効であったと理解します。
状況の詳細調査結果は今後公表されると思いますが、今後の原子力規制庁での今回のような地震動評価への影響はあるのでしょうか、あるいはどのような議論がなされているのでしょうか。よろしくお願いします。
（名倉安全規制調整官）原子力規制庁地震・津波審査部門の名倉でございます。
地震で得られた知見への対応ということで質問されたということで理解しておりますけれども、それでよろしいでしょうか。
（上坂委員長）はい、それで結構です。
（名倉安全規制調整官）令和６年能登半島地震における原子力施設等への影響及び知見への反映につきましては、１月１０日の原子力規制委員会で議論がなされております。石渡委員も少し言及しておりましたけれども、どのような活断層が動いて地震が発生したのか、それから揺れに対して何か特徴的なものがあったのかといったところで言及がなされております。こういったことにつきましては、今後様々な研究機関も含めた知見の収集活動及び整理を精力的に実施していきたいというふうに考えております。
その上で、地震で得られた知見の反映に関しましては、志賀原子力発電所２号機につきまして、現在、地震動や津波の高さを決めるための前提としての発電所敷地周辺の断層の評
価などについて審査中であります。今後、令和６年能登半島地震に係る知見を収集しまし－27－

て、地震や志賀２号機の地震や津波の想定に係る審査に反映する予定であります。
また、他の原子力発電所に影響がある知見、こういったものの有無につきましては、規制への取り入れの要否も含めまして、規制委員会の方で議論がなされるというふうに考えて
おります。
以上です。
（上坂委員長）はい、よく分かりました。どうかよろしくお願いいたします。
以上、説明と質疑に基づきまして、平和目的以外に使用されるおそれがないことを確認していきたいと存じます。ありがとうございました。
それでは、本日御説明いただいた内容、意見交換を踏まえ、原子力委員会で検討して、今後、委員会の意見をまとめたいと存じます。天野さん、名倉さん、説明ありがとうございました。
議題２は以上でございます。
（天野安全管理調査官）原子力規制庁の天野でございます。
本日はありがとうございました。よろしくお願いいたします。
（上坂委員長）ありがとうございました。
それでは、次に議題３について、事務局から説明をお願いします。
（山田参事官）事務局でございます。
今後の会議予定について御案内いたします。
次回の定例会議につきましては、１月２３日火曜日１４時から、場所はここ、中央合同庁舎８号館６階６２３会議室で開催いたします。
議題については調整中であり、原子力委員会ホームページなどによりお知らせいたします。
以上です。
（上坂委員長）ありがとうございます。
それでは、委員から何か御発言ございますでしょうか。
（岡田委員）ありません。
（上坂委員長）ご発言ないようですので、これで本日の委員会を終了いたします。
お疲れさまでした。ありがとうございます。

－28－