北川れん子議員提出質問主意書へのなんと珍妙で非科学的な府答弁書

ひび割れた原発が 耐震設計審査指針を満たすかどうか検討していない！
？？ だけど、安全水準は同じ！
？？
北川れん子衆議院議員が４月８日に提出し持基準であるかのように思い込まされてしまていた「原子炉の健全性評価尺度（維持基います。ところが、耐震設計審査指針は本来、準）に関する質問主意書」への小泉首相の答原発の新設時から寿命末期まで一貫して適用弁書が５月27日に出されました。原文は後のされるべき耐震性の安全基準です。維持基準

ページに掲載した通りですが、これだけ読んはひび割れなどが生じた時に、ひび割れを修でも全く意味不明です。しかし、その行間を理しないで運転してよいと判断するための基パズルを解くように辛抱強く読み解けば、次準です。耐震設計審査指針を満たさないようのことが明らかになります。

な維持基準の導入は断固阻止しなければなり今検討中の「維持規格」を導入すれば、老ません。そうでなければ、ダブルスタンダー劣化した原発では、耐震設計審査指針を満たドになり、ひび割れた原発では新設時より耐せない。耐震設計審査指針を設計・建設時か震性の安全基準が緩くなってしまうのです。

ら寿命末期まで一貫して適用すれば、維持基準を導入できなくなる。

安全基準は異なっても「水準」は異ならない？

この事実を国民の目から隠し、だまし通すために政府答弁書が打ち出したゴマカシの論

答弁書の論理構成を整理すると、次のよう理は、「新設時と運転時とでは適用される安になります。

全基準が異なるから、両者の整合性は検討し(1) 耐震設計審査指針は原発の設計・建設時なくてよい」というものでした。に適用され、維持基準は運転時に適用されうっかりすると、新設時の安全基準が耐震る基準であり、両者でその性格及び適用さ設計審査指針であり、運転時の安全基準が維れる場面が異なる。
(2) したがって、耐震設計審査指針と維持基準の間の整合性については検討しない。
(3) 維持基準は、耐震設計審査指針によって担保される原発設備全体の耐震性に影響を与えないという前提で適用される。
(4) 維持基準は、省令62号第５条の規定の運用を明確化するという性格のものである。
(5) したがって、「安全基準」の水準は、新設時と使用開始後とで異ならない。
つまり、「安全基準」と「『安全基準』の水準」(または「安全水準」)を使い分け、原発の新設時と運転時とで適用される安全基準は異なって当然だという観点を持ち込み、二つの安全基準の間の整合性を検討しないまま、‑ 3 ‑具体的な根拠もなく両者の安全水準には差がないと主張しているのです。
まず、(1)と(2)および(3)について詳しく見てみましょう。
維持基準は耐震性を満たす？
耐震設計審査指針と維持基準の間の整合性について、政府は全く検討していません。その理由は「その性格及び適用される場面が異なる」からだといいます。
具体的に言うと、耐震設計審査指針は原発の設計・建設時に適用され、維持基準は運転開始後に適用される安全基準だから「適用される場面が異なる」というのです。また、維持基準は、ひび割れなどがどの程度まで許容と根拠なく決めつけているのです。

できるのかという評価の基準を示すものだから、耐震設計審査指針とは「性格」が異なるというのです。

それでは、(4)についてはどうでしょう。
維持基準は基準の運用法を明確にするだけ？

一見正しそうに見えますが、ちょっと待っ

省令62号の第５条では確かに「地震力によて下さい。地震はいつ原発を襲うかわかりまる損壊により公衆に放射線障害を及ぼさないせん。原発の機器が新品か、ひび割れているように施設しなければならない。」と規定しかに関係なく、同じ耐震性が保証されなけれているだけですが、条文の解説では参考資料ばならないはずです。つまり、耐震設計審査として耐震設計審査指針を挙げ、具体的に指針はひび割れた機器にも「適用される」必「(1)地震による事故発生の防止、(2)原子炉要があり、新設時から寿命末期まで一貫しての安全停止、(3)炉心崩壊熱の除去、(4)事故当初の耐震性が満たされるという「性格」で時に必要な設備の健全性の保持、等に必要ななければならないはずです。

設備の機能維持又は構造強度の確保を解析等

ところが、政府答弁書は、耐震設計審査指により確認すること。」と指摘しています。

針は運転時には適用されないかのように勝手従来はこの解説通りに、ひび割れなど欠陥がに決めつけ、維持基準が耐震設計審査指針を見つかると、補修等を行い、設備の機能維持満たすかどうかを検討していないのです。でまたは構造強度の確保を確認してきたのです。

すから、(3)の「耐震設計審査指針によってところが、今回は、維持基準で確認すれば担保される原発設備全体の耐震性に影響を与補修しなくてよいとするのです。

えないという前提」が成り立つかどうかにつ答弁書では「使用開始後の発電用原子力設いても検討していません。「耐震設計審査指備に発生したひび割れが当該設備全体の構造針との整合性」も「耐震性に影響を与えない強度に影響を与えない程度の大きさのものでという前提」も検討しないまま「維持基準をあつて、当該ひび割れが地震の発生に際して導入しても耐震性の安全水準は異ならない」

拡大し設備の損壊に至らないことが確認でき‑ 4 ‑れば、耐震性の確保の観点から問題がない」

る理由もないからです。としています。これは安全基準のすり替えでなぜ、両基準の整合性を検討しようとしなす。耐震設計審査指針では、損壊しないこといのでしょうか。それは、真実を覆い隠す最はもとより「変形が残らず、最重要な機器で強の手段は「調査しない、検討しない」ことは変形が残っても機能が維持される」必要がだからです。これを一貫して糾弾し続けたのあります。維持基準では、これを「設備が損は反原発の科学者、故中川保雄さんでした。

壊しなければよい」とすり替えているのです。

質問主意書では、維持基準が耐震設計審査

これでは、維持基準は「規定の運用を明確指針の基準より緩くなるような例を具体的に化するという性格」を超えて、安全基準その挙げ、両者に整合性はなくダブルスタンダーものを根本的に緩和しているのではないでしドになっていると指摘していますが、これにょうか。

は全く答弁していません。政府は、「検討しない」ことで、維持基準の導入によって原発「維持基準が耐震設計審査指針を満たす」との安全基準がダブルスタンダードになり、運言ったことはない！！

転開始後の安全基準が新設時より緩くなるということを隠そうとしているのです。

経済産業省は、若狭ネット等による質問状への昨年11月の文書回答で、「設備の健全性維持規格のほかに設計・建設規格がある評価を導入した場合においても、現行制度において求める安全水準を引き下げるものでは実は、「維持規格」とは別に「設計・建設ありません。また、安全性についてのタブル規格」があります。後者は現行の告示501号スタンダードを導入するものでもありませ（耐震設計審査指針を満たす）に基づいて原ん。」「なお、現行制度において求める安全発新設時の材料や構造・強度に関する要求事水準は実際に安全上の問題が生じる水準と比項を定めた規格です。つまり、新設時に満たべて余裕を持たせており、新設時であれ、一すべき規格と運転開始後に満たすべき規格は定の運転経過時であれ、安全水準は遵守され全く別物になっているのです。これらがダブる こととなります。」と断言していました。

ルスタンダードにならないためには、元にな

ところが、今回の答弁書では、「耐震設計る安全基準が一貫した同じものでなければな審査指針と健全性評価の基準とは、その性格りません。ところが、維持規格では、耐震設及び適用される場面が異なつていることから、計審査指針がその安全基準になっていないの政府としては、『維持基準では耐震設計審査です。しかも、維持規格が耐震設計審査指針

指針で新設原発に要求される技術基準が満たを満たすかどうかの検討もしていないのです。

される、または、この技術基準を満たさない

答弁書等によれば 、維持規格は省令62号

維持基準は導入しない』といった主張は行っ「発電用原子力設備に関する技術基準」の第ていない。」というのです。

５条に基づいており、設計・建設規格は告示

これは、「維持基準が耐震設計審査指針を501号「発電用原子力設備に関する構造等の満たさない場合がある」ということを暗に認技術基準」に基づいています。これまでは運めたものに他なりません。そうでなければ、転開始後も告示501号が満たされることを定このような否定を行うことも、耐震設計審査

期点検のたびに点検・補修で確認していまし

指針と維持基準の間の整合性の検討を拒否すた。この確認を行えない場合には、省令62号‑ 5 ‑の第３条に規定する「特別な設計による施実施されています。答弁書は、意図的にこれ設」を申請し、認可を得る必要がありました。

らを無視しているのです。

これに対し維持規格は、ひび割れ等の欠陥がまた、原発では長い配管等を支持具で壁等検出された場合に「補修せずにそのまま運転に固定し、無理矢理固有周期の短い剛構造にしてもよい」と判断するための評価法を定めしています。これらの支持具が緩んだり、地ているのです 。この規格が告示501号の求め震力でこれらが真っ先に破断したりすれば、る安全基準を満たしていなければ、新設時の配管等に大きな地震応答が生じます。

基準より緩くなり、ダブルスタンダードになってしまうのです。

さらに、実験では水平方向の一次元地震動しか扱っておらず、重力と相互作用する垂直方向の地震動や衝撃破壊力が欠陥のある機器欠陥の耐震性への動的影響は未解明等に加わった場合の実験を行ってはいません。
極めて限られた実験にすぎないのです。

ひび割れなどの欠陥が耐震性にどのような答弁書は、これらの限られた内容の実験に影響を及ぼすのかについてはまだよくわかっ基づき、ひび割れなどが一箇所に生じることていません。質問主意書では、欠陥がある場だけを念頭に置いたものにすぎません。減肉合には、地震による機器等の応答をうまく解や支持具の緩みなどの欠陥やこれらの複合的析できないため、地震応答を過小評価するのな相互作用を考慮していないのです。そのたではないかと指摘しています。答弁書でも一め、今の評価法では、地震応答を大幅に過小応、「地震力の変化を動的に解析する手法は評価することになってしまいます。

確立されていない」と認めています。ところが、２つの実験（国立防災科学技術センター

検査精度の確保が前提だが、具体策なしの「原子力配管系の多入力振動実験報告書(その二)」と防災科学技術研究所の「機器・答弁書はまた、維持規格では「検査装置、配管系の経年変化に伴う耐震安全裕度評価手検査方法等について定めたものではない」こ法の研究報告書」）を引用し、「ひび割れがとを認めていますが、「椎持規格の適用に当生じたとしても固有周期への影響はほとんどたっては、事業者が行う検査において十分なないことが確認され」ているとしています。

精度が確保されることが前提となる」と認め

確かに、真っ直ぐの配管１箇所の内側に応ながら、その前提を確保するための具体的な力腐食割れなどの亀裂が入っただけなら地震方法については「今後、検討を進めてまいり応答に大差はないという実験結果が出ていまたい」というだけで、何も触れていません。

す。しかし、配管の曲がった部分（エルボ維持基準に関する十分な検討もなく、ダブ部）に亀裂が入った場合は解析が困難なためルスタンダード化することを前提とし、検査実験しておらず、減肉が亀裂と同時に起きて精度や信頼性確保のシステムも整備されないいる場合や減肉や亀裂が複数箇所で生じ相互まま、東電のデータ改ざん事件を契機に見切に影響し合う場合などでは、これらの欠陥にり発車で維持基準を導入することは断じて許よる地震応答の増幅を無視できないことも実せません。

験で明らかにされているのです。このため、この質問主意書と答弁書を一つの武器とし一昨年前から５カ年計画で「地震荷重を受けて、地震国日本での維持基準の導入を何としる減肉配管の破壊過程解明に関する研究」がても阻止したいものです。

‑ 6 ‑内閣衆質156第49号

平成15年5月27日

内閣総理大臣 小泉純一郎

衆議院議員北川れん子君提出

原子炉の健全性評価尺度(維持基準)に関する質問に対する答弁書＜質問主意書＞

下「改止電気事業法」という。）第55条第三一維持基準と耐震設計審査指針との項の規定による使用開始後の発電用原子力設整合性について備の健全性の評価（以下「健全性評価」とい（一）経済産業大臣および経済産業省原子力う。）の基準においては、発電用原子力設備安全・保安院は、導入される維持基準は「現が耐震設計審査指針に定められた基準を満た行安全基準のレベルを引き下げるものではなして建設されていることを前提として、使用い。」「原子力発電所の新設時と老劣化時で開始後の発電用原子力設備に発生したひび割

安全基準が異なるようなダブルスタンダードれが当該設備全体の構造強度に影響を与えなを導入するものではない。」と国会等で主張い程度の大きさのものであつて、当該ひび割している。新たに導入される維持基準では耐れが地震の発生に際して拡大し設備の損壊に

震設計審査指針で新設原発に要求される技術至らないことが確認できれば、耐震性の確保基準が満たされる、または、この技術基準をの観点から問題がないとの考え方の下、省令満たさない維持基準は導入しないとの主張に第５条に規定する耐震性の基準を使用開始後変更はないか答えられよ。の発電用原子力設備において発生したひび割＜答弁書＞一の（一）についてれに適用するための具体的な基準を提示する発電用原子力設備の耐震性に係る基準につこととしている。

いては、現在、電気事業法（昭和39年法律第このように、耐震設計審査指針と健全性評170号）第39条第一項の規定に基づき制定さ価の基準とは、その性格及び適用される場面れた発電用原子力設備に関する技術基準を定が異なつていることから、政府としては、める省令（昭和40年通商産業省令第62号。以「維持基準では耐震設計審査指針で新設原発下「省令」という。）第五条において、発電に要求される技術基準が満たされる、または、用原子力設備は過去の地震記録に基づく震害

この技術基準を満たさない維持基準は導入しの程度等を基礎として求められる地震力によない」といった主張は行っていない。

る損壊により公衆に放射線障害を及ぼさない

なお、健全性評価の基準は、右に述べたよように施設しなければならないものと定めてうに省令第５条の規定の運用を明確化するとおり、また、発電用原子炉施設に関する耐震いう性格のものであることから、その導入に設計審査指針 （昭和56年7月原子力安全委員

よって現行の「安全基準」の水準を引き下げ会 決 定 。 以 下 「耐 震 設 計 審 査 指 針 」 と いることにはならず、また、ひび割れが耐震設う。）において、発電用原子力設備全体が設計審査指針によって担保される発電用原子力計の段階で耐震性の観点から問題のない構造設備全体の耐震性に影響を与えないという前強度を有していることを確認するための具体提で適用されるものであることから、その導的基準を提示しているところである。

入によって発電用原子力設備の「安全基準」

これに対し、現在、原子力安全・保安院において導入に向けた検討を進めている第155の水準が新設時と使用開始後とで異なるものとなることはない。

回臨時国会における改正後の電気事業法（以‑ 7 ‑＜質問主意書＞

よい」と判断しており、現行の耐震設計審査（二）原子力安全・保安院は（中略）技術評指針等とは異なる判断基準が用いられている。

価書をとりまとめるに当たり、耐震設計審査

そのため、き裂によって断面積が減った状態

指針の専門家として誰が議論に参加していたで、基準地震動S1との組み合わせに対し「原のか、耐震設計審査指針との整合性について則として弾性状態にあるようにする」というどのように検討したのか、明らかにされたい。

許容限界を満たすようにはなっていないと考また、原子力安全委員会との協議は、いつ、えられ、また、基準地震動S2との組み合わせどこで、どのように行われ、どのような議論に対しても「過大な変形を起こして必要な機がなされたのか、とりわけ、原子力安全委員能が損なわれない」という許容限界を満たす会原子力安全基準専門部会耐震指針検討分科ことができないと考えられるが、どうか。

会施設ワーキンググループの昨年10月22日の（省略）

第4回会合で「耐震設計技術指針と維持基準（四）耐震設計審査指針と維持規格2000の不の関係」が検討され、安全裕度（マージン）整合を示す端的な一例をあげる。（省略）を大きくとるべきとの問題提起が行われてお＜答弁書＞一の(二)から(四)までについてり、この問題提起に関する具体的な検討はい「日本機械学会「維持規格(JSME S NA1‑20

つ、どこで行われ、どのような結論になった00) 」に関 する技術評価書 （案）」（以下のか、明らかにされたい。

「技術評価書案」という。）は、民間規格で（三）耐震設計審査指針におけるAsクラスのある発電用原子力設備規格維持規格JSME S N

機器・配管系に関する許容限界は、基準地震A1‑2000(社団法人日本機械学会。以下「維持動S1との組み合わせによって「発生する応力規格2000」という。)を健全性評価の基準とに対して、降伏応力又はこれと同等な安全性して採用することが適切であるかについて、を有する応力を許容限界とする。」とし、基総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安

準地震動S2との組み合わせによって「発生す部会原子炉安全小委員会（以下「原子炉小委

る応力に対して、構造物の相当部分が降伏し、員会」という。）及び原子炉小委員会の下に塑性変形する場合でも過大な変形、亀裂、破設置された基準評価ワーキンググループ（以損等が生じ、その施設の機能に影響を及ぼす

下 「 基 準 評 価 ワ ー キ ン グ グ ル ー プ 」 といことがないこと。」と明記されている。とこう。）における検討の結果を踏まえつつ、原ろが、維持規格2000は「極限荷重評価法や破子力安全・保安院において評価を行い、その壊力学的評価法に基づく基準」であり、その結果を取りまとめて作成する技術評価書（以許容状態は「評価期間末期において対象とす下「技術評価書」という。）の原案である。

る機器等に生じているき裂が、進展しても安お尋ねの「耐震設計審査指針の専門家」が何全性を維持できる状態にあり、その機器が健を指すのか必ずしも明らかでないが、原子炉全性を維持できる許容状態。」と定義されて小委員会及び基準評価ワーキンググループのいる。つまり、き裂が進展すれば、材料の実委員の構成は別紙一のとおりであり、耐震工断面積が減って応力が高まる一方、材料の耐学、原子炉安全工学、地震学等発電用原子力力が減るため、発生する応力がある値（流動設備の耐震設計に関係する分野の専門家が参応力）を超えると不安定破壊するが、維持基加している。

準では、応力がこの流動応力値を超えて破壊一の（一）についてで述べたとおり、健全されないこと、つまり、「破壊されなければ性評価の基準の導入によって現行の「安全基‑ 8 ‑準」の水準を引き下げることにはならず、まいる。維持規格2000ではこうして得られた地

た、健全性評価の基準は、ひび割れが耐震設

震力を欠陥の生じた機器等にそのまま適用す

計審査指針によって担保される発電用原子力るだけである。ところが、機器に欠陥がある設備全体の耐震性に影響を与えないという前と、機器の固有周期が長くなり、また、振動提で適用されるものである。他方、耐震設計モードに変化が生じる。とくに、剛構造の原審査指針と健全性評価の基準とは、その性格

子力発電所では、材料のき裂や機器の支持具及び適用される場面が異なるため、耐震設計の緩み等によって機器の固有周期が長くなる

審査指針と椎持規格2000との整合性についてと、地震動に対する応答速度が増し、それがは検討していない。また、お尋ねにおいて、さらにき裂や支持具の緩みを進展させ、機器一部、耐震設計審査指針に基づき詳細な耐震や支持具等の破断に至るおそれがある。（中設計手法を定めた民間規格である原子力発電略）しかし、機器等に欠陥等が入っている場

所耐震設計技術指針(JEAG4601)（社団法人日合には、機器の応答応力を動的に厳密に評価

本電気協会電気技術基準調査委員会。以下する手法が現在存在しないと思われるが、そ「JEAG4601」という。）に定められている基れに相違ないか。

準を耐震設計審査指針の基準として引用して欠陥のない状態を想定して求めた、機器等いるところがあるが、右と同様の理由から、に発生する応答応力がそのまま欠陥のある機JEAG4601と維持規格2000との整合性について器等に発生すると仮定することは地震動によも検討していない。

る応答応力を過小評価することになると思わお尋ねの「原子力安全委員会との協議」については、法令上これを実施すべき根拠はなれるが、それに相違ないか。（省略）＜答弁書＞一の（五）についていが、原子力安全・保安院としては、今後、設備の固有周期が大きく変化する場合にお技術評価書案に対する関係者からの意見等をける当該設備に作用する地震力の変化を動的踏まえつつ技術評価書の最終的な取りまとめに解析する手法は確立されていないが、発電を行い、これを原子力安全委員会に報告し、用原子力設備については、「原子力配管系のその意見を聴くことを予定している。

多入力振動実験報告書（その二）」（国立防お尋ねの「安全裕度（マージン）を大きく災科学技術センター 研究速報第79号）及びとるべきとの問題提起」については、当該問「機器・配管系の経年変化に伴う耐震安全裕題提起に対応するとの観点からの検討は行っ度評価手法の研究報告書」（防災科学技術研ていないが、原子力安全・保安院において技究所研究資料第 220号）に示されている実験

術評価書案を取りまとめる過程で、椎持規格結果により、ひび割れが生じたとしても固有2000における許容限界の設定について、適切周期への影響はほとんどないことが確認されな安全裕度が設けられていることを確認してており、ひび割れが生じた設備についても、いる。

ひび割れがない状態の固有周期を前提として、設備に作用する地震力を過小評価することな＜質問主意書＞

く耐震性の評価を行うことが可能であると考（五）耐震設計審査指針における基準地震動えている。

は、材料に欠陥のない場合を想定し、質点系のモデル化によって動的解析を行い、各機器等の固有周期に基づいて応答応力を評価して質問の「二 材料欠陥の検査精度について」「三 定期自主検査の審査・評定について」は省略（ホームページに掲載）‑ 9 ‑