Soma8622/kokkai_speech huggingface dataset:
○三角説明員　御説明いたします。
　今の先生の御指摘でございますが、具体的に我が方でやってございます原子炉圧力容器の溶接部についての御質問でございます。これは、つくるときはもとより、定期検査、これは供用開始後の話でございますけれども、まず第一に、一定の頻度、割合で非破壊検査、つまり、例えば超音波等で壊さずに見る検査といったようなことを行ってございます。それとあわせて、圧力容器の内面の異常の有無についても水中テレビ等を使いまして確認してございます。
　それから第二点に、定期検査ごとに圧力容器の漏えい検査等を行うとともに、一定頻度ごとには耐圧試験といったようなことを実施して圧力容器の健全性を確認しておるところでございますが、御指摘の具体的な話となりますと、以上を踏まえまして、圧力容器の溶接につきましては、定期検査、これは国による定期検査でございますが、超音波探傷、ＵＴと申しておりますが、そういう手法によりまして検査を行ってございます。
　頻度でございますが、御指摘のように、圧力容器の部位だとか部分部分で相当様子が異なってこようかと思います。もちろん一番効率的かつ安全なことを考えておるわけでございますが、まず第一にＰＷＲのプラントでございます。御指摘のＰＷＲプラントにつきましては、これは今先生お話ございましたように、中性子が当たりますとだんだんとかたくてもろくなる、いわゆる脆化の傾向を示すわけでございます。脆化の影響を受ける、そういう範囲がございますと、それは問題でございますので、そこにつきましてはまず長手継ぎ手、つまり、圧力容器をつくるときに鋼板を丸めまして流れ方向の継ぎ手ができるわけでございますが、それを我々は長手継ぎ手と呼んでございますが、その長手継ぎ手につきましては十年間に五〇％以上、それから周継ぎ手と申しまして、溶接するときにリングができますので、その輪の方向、周の方向でございますが、その周の方向の継ぎ手につきましては、これも十年間に五〇％以上ということで実施するように決めてございます。
　それから、あと中性子による脆化の影響を受ける範囲以外でございますが、これは例えば炉心回り以上の、上ぶたとか下ぶたとかいろいろございますが、そういうところにおきましては、考え方として、長手継ぎ手については十年に一〇％以上、それから周継ぎ手につきましては十年間に五％以上ということで、これ自身はむしろ脆化の影響を受けることが考えられないような部分、もしくは構造上中性子、ニュートロンですが、それを受ける割合が低いと思われるＢＷＲの圧力容器というものにつきましては、以上申しましたような頻度で行うことを原則といたしてございます。
○村山（喜）委員　加圧水型は十年で半分ですよね。二十年でまあ一〇〇％。ということになりますと、その検査の割合がそういう頻度で本当にいいのだろうか。沸騰水型の場合は一〇％ということでございますが、これもどうも中性子によります脆化現象を考えてみると、加圧水型の方が強くて、そして沸騰水型の方は脆性遷移温度の方から見ましても加圧水型よりは影響を受けていないようでございますが、しかし余りにも頻度が、十年に一回というような、十年に半分しかできない。そんな状況で本当に大丈夫だろうか。十年間はひび割れが発生をしていてもわからないままで運転をしているということになるのではないか。残された分についてひび割れがあってもそのまま運転の続行をすることになる。定期検査は毎年やっていらっしゃるわけですから、中性子脆化が進んでいるなと思うようなところは毎年でもやったらいいのじゃないか、定期検査のときに行うべきじゃなかろうかと思うのですが、そういうような安全確認の問題についての頻度を強めるようなことは、計画はお持ちでないのですか。
○三角説明員　御説明申し上げます。
　ただいま十年等々につきまして御説明申し上げたところでございますが、要するに、そういう頻度で一体大丈夫なのか、こういう御指摘でございます。
　私どもといたしましては、圧力容器等につきましては、これは先生御案内のように、設計の段階で各種の、例えば熱荷重だとか応力の荷重の組み合わせについて十分な安全な設計が行われているのが第一点でございますし、当然でございますが品質、製作の過程におきましてはこれ以上ない品質管理、製作の管理が行われているということがあろうかと思います。それからまた使用する材料でございますが、これはあわせて溶接部についてもそうでございますが、いわゆる粘っこさと申しますか、靱性と我々申してございますけれども、そういう観点で材料を吟味して選んでございますし、御指摘の、いわゆるもろくなる、脆性破壊と申しますが、脆性破壊の防止という観点から十分な粘っこさを持っておるような材料を選んでございます。
　それから、先ほど先生御指摘のように、中性子の脆化、特にＰＷＲ等について、もちろんＢＷＲもしてございますけれども、監視試験片を入れまして、これは定期的に取り出して、相当先行的な炉内の状況、これを把握して、問題のないことを確認してございます。
　長くなりますがあと一点。もちろんそういうことでございますことと、一つ、原子力圧力容器の製作に関しましては、これは品質管理が徹底して十分に行われておるというようなことから、製品そのものもばらつきが小さいということで、私どもといたしましては、さきに御説明申し上げましたように、抜き取り検査でも十分、今言ったようなことを通じて健全性の確認が行われておるというふうに理解してございます。
　なお、当然でございますけれども、今まで行いました非破壊検査の結果、特に原子力圧力容器の中性子脆化の影響を受けるような箇所では、もちろん異常は全然認められてございません。
　以上のような御説明でございまして、現状の検査体制ということで私どもとしては支障がないというふうに考えてございます。
○村山（喜）委員　さっき課長の方から、超音波によります検査は行っておる、その検査の方法はそういう方法だということですが、これは肉厚の何％までを調べることができますか。わかりますか。
○三角説明員　御説明申し上げます。
　私申しました、超音波による非破壊検査、探傷検査と申しておりますが、その精度はどうなんだ、こういう御指摘でございます。
　我が方は、溶接等の技術基準を持っておりまして、その中で、板の厚さの約五％以下の欠陥が検出できる精度、これの二倍以上の感度というようなことでございまして、ちょっとわかりにくくて恐縮でございますが、普通、検査は対比試験と申しまして、一方に標準的な感度を有しておる試験片を置きまして、それに対する対比で調べておるわけでございますが、御指摘の観点からすると、今言った板厚の大体二倍といったようなことを掛け合わせますと約二％程度かなということで、二％程度の欠陥は十分捕捉できるし、検出し、記録することができるというふうな理解でございます。具体的には出たこともございませんが、実際の精度は二％ということでございますので、仮に感じで申し上げまして恐縮でございますが、例えばＰＷＲの炉心の周辺の圧力容器というのは二十五センチから二十センチとかいったようなことになりましょうから、それを掛けますと大体四ミリとか、そのくらいの欠陥には十分対応できるというようなことだと我々は理解してございます。
　以上でございます。
○村山（喜）委員　二十五センチの圧力容器だとしますと、二％だったら五ミリ以内のひび割れは検査によって見過ごされる可能性もあるということになるし、さっきばらつきが小さいという説明ですが、テスト期日の結果表を見ますと、非常にばらつきがあるのですよ。それで脆化の進んだところなどについては要注意でございますから、そのことについては後ほと申し上げますが、そういうような点から見て材質の問題やらいろいろ問題があるわけですから、そういうようなものに対する問題については、今の説明では超音波によります検査の内容では心配だなと思うのでございます。
　そこで、圧力容器の水面が低下してしまいまして、底の方にわずかしか残らない場合にはＥＣＣＳが働くわけですが、そこから冷たい水が一次冷却水の供給パイプの入り口近くに注入される、その水の流れに最初に触れるパイプの入り口部分の炉壁の温度というのは何度まで低下するというように想定をされているのですか。といいますのは、普通、運転中の原子炉の内部の温度は三百度くらいになっている。水の場合は普通二十度から三十度の温度だろうと思いますが、それが注入される、そうすると非常に冷たい水がその高温の中に入っていくわけですから、それについてどういうふうに想定をし、どのような実験の結果をお持ちになっているのですか。
　　　　〔委員長退席、牧野委員長代理着席〕
○山本説明員　お答え申し上げます。
　先生御指摘の点は、加圧熱衝撃事象ということだと理解しております。この加圧熱衝撃事象というのは、加圧下におきます原子炉圧力容器で容器内の急激な冷却が起きますと、原子炉圧力容器の内面と外面との温度差によります大きな引っ張り応力というものが原子炉圧力容器の内面に発生する、それと加圧されております内圧、この二つが重畳いたしまして高い引っ張り応力が発生するということでございます。この場合に、原子炉圧力容器の靭性が中性子照射によりまして著しく低下している場合におきましては、最初に一定の大きさ以上の亀裂のような欠陥がございますと、それが進展をしていきまして原子炉圧力容器が損傷するというようなことで心配をされておるものでございます。
　ところで、先生の御指摘の非常用炉心冷却装置、これが作動したときにどうなるかというような話でございますが、まず一般的にはＥＣＣＳは、炉の中の方に入りまして直接炉壁に当たらないような形になっておるということが第一点でございます。それじゃ具体的にＥＣＣＳが作動した場合に炉心の水の温度はどうなるのかということでございますが、一つは配管が大破断を起こすというようなことで冷却材が一瞬に喪失する、この場合にＥＣＣＳが作動するというようなこと。もう一つは、小口径の配管がやられまして冷却材が徐々に流出をする、この二つに大きく分類されるわけでございますが、まず前者の配管が大破断でやられる場合につきましては、一瞬に原子炉の圧力容器内の圧力が低下するというようなことで、この場合低圧注入水が作動いたしまして冷たい水が炉心冷却することになりますけれども、圧力が低くなっておるというようなことでＰＴＳ上の問題はございません。
　それから、後者の方の配管の小さな口径の破断でございますけれども、この場合につきましては、高圧の注入水が働きまして炉内に水が入るわけでございますけれども、配管からの一次冷却材の水の流出量は比較的少ない、徐々に水が入っていくわけでございまして、この場合には非常に冷却が緩慢であるというようなことで、発生応力はそれほど大きくないということでございます。
　このように、この二つの場合につきまして解析によりまして、原子炉圧力容器の応力の大きさがどのくらいになるかというようなことと、我が国のプラントの圧力容器の材料の破壊靭性、粘っこさでございますけれども、これがどのくらいかというようなことで比較いたしまして、加圧熱衝撃事象に対しても十分な健全性が確保されるというものでございます。
　以上でございます。
○村山（喜）委員　注入しましたときの炉壁の温度は何度になるということで想定しているのですか。今温度は言いませんでしたね。緩慢な形で推移していくということでぼかしているんだが、皆さん方は実験をし、あるいはコンピューターに入れて作業された数値をお持ちだろうと思うのだけれども、そのときの高圧水を注入したときの炉壁の温度がどういうふうになると見ているのですか。
○山本説明員　御説明申し上げます。
　一つのプラントの解析の例というようなことで御理解いただきたいと思いますが、炉壁の温度は水の温度に依存するというようなことで、炉内の水の温度がどんな形に変化していくかということで御説明させていただきたいと思います。
　まず事故が発生しました状態におきまして、一応冷却材温度が二百九十度弱でございます。そのときの冷却材の圧力が百六十キログラムセンチメートルというようなことでお考えいただきたいと思うのですが、約五百秒後で冷却材の温度が約二百二十度、冷却材の圧力が七十五キログラムでございます。それから約二十分後、千二百秒後でございますけれども、冷却材温度が百五十度Ｃ、冷却材の圧力が五十キログラム、それから三十分後、千八百秒後でございますけれども、冷却材温度が七十度Ｃで冷却材の圧力が三十キログラムというような形になってございます。
　以上でございます。
○村山（喜）委員　一時間後という数値もありますか。というのは、私が尋ねているのは、ＰＷＲプラントの中で高浜一号、大飯二号、この場合の二回目の脆性遷移温度の数値が五十二度という非常に高い数値になっているわけですね。そうでしょう。そういう高い数値になっているということは、これはマイナスから出発をしてそこまでの限界線がもう既に出てきているわけだから、要注意なんだ。それだけ中性子によって脆化している。そういうことになりますと、急激に冷却水が作用した場合に、そういうような圧力容器のトラブルが発生する、事故が発生する可能性というものがあるんじゃないかということで、私はその問題を、何度かということを追及したわけですが、三十分程度の数字はわかりました。その後の数字はどうですか。
○山本説明員　お答え申し上げます。
　一応グラフ上ではプロットしてございますが、数値として一時間後が何度で何気圧というような形になってございません。
○村山（喜）委員　そこでコンピューターで解析をして数字を出す、そこに数値をインプットするのは人間ですから、それだけでは私たちは、原子炉の圧力容器の中の大きな事故が出て大変な事故に発展をするようなことにならないようにするためには、その一つの仮定のもとではじき出す数字だけでは安心ができない。そこでそういうような場合には、事実に即した実験をやってみる必要があるのではないだろうか。というのは、実物と同じ形の炉で、電気ヒーターの加熱等によりまして運転と同じ温度、圧力条件のもとで水位低下をさせたところにＥＣＣＳを注入してみると局部の温度がどういうふうになるかということがわかるわけですから、そのような実験をやって炉壁がそういう中性子脆化の現象で弱っておるような状態の中にあるときには、それを確認をしていくというやり方が必要ではないだろうかと思うのですが、そういうようなことをおやりになる計画はありませんか。
○三角説明員　御説明申し上げます。
　御指摘のような、現実の原子炉の圧力容器に模擬的であれ具体的なそういうことを実際に実験してみたらどうかという御指摘かと思いますが、実はそのような実機相当の圧力容器を使った中性子脆化が進んでいるようなものを持ってきた実験というのは行ってございません。と申しますのは、先生先ほど来若干ばらつきがあるなという御指摘もあったのですが、実際の実炉は、今日本において動いてございますすべての原子炉、ＰＷＲ、ＢＷＲでございますが、実炉におけるいわゆる監視試験片、これは実際の圧力容器の中に監視試験片というものをカプセルに入れて埋め込むわけでございますが、それを確認することによりまして、仮に一次冷却水の喪失事故等の炉内の変化があった場合にも十分に耐えられるということを、実機というよりもむしろ現実の実炉におきまして確認をすることができるというふうに私どもは考えてございます。
　すなわち、どういうことをやるかと申しますと、実際の炉に取りつけられました監視試験片でございますが、これは実は監視試験片そのものは当然でございますけれども、現実の原子炉圧力容器の壁、内壁でございますが、言ってみれば壁よりも炉心側に配置されることになるわけでございます。その結果といたしまして、実際にその原子炉圧力容器が受けるいわゆる中性子の照射量、ニュートロンフラックスの積算値みたいなものでございますが、これは実際受けるよりも先行的に――当然ながら監視試験片は普通数倍と言ってございますので二倍前後の照射量をあらかじめ早目に受けてしまうといったことが想定されるような位置に配置されてございます。そのため、監視試験片におきましては実際の圧力容器の材料がもろくなるという脆化の程度というのがございますが、それを相当早い段階で先行的に把握しているというふうに私ども理解してございます。
　御指摘がいろいろあったわけでございますけれども、一般的なケースで申しますと、例えば先行的に二倍たくさん浴びるということでございますれば、仮に原子炉のライフを三十とか四十とか考えました場合には、十五年目ぐらいの段階でカプセルを取り出して、これはいろいろ規則で決まっておりますところの粘っこさの試験だとかをするわけでございますが、その試験をすることによりまして寿命の最終段階まで安全に大丈夫であるということを我々としては確認することができる手法、手続、手段を持ってございます。そういう意味におきまして、先生の御指摘ではありますけれども、実機ベースにおいて詳細に評価できるということで御理解いただけると思います。
　以上でございます。
○村山（喜）委員　正確に答えてもらわなければ困るのですが、局部的に温度がどういうふうに推移していくのかということを私は聞いているので、一般的な話は結構です。
　さっきの説明の中で、ＰＷＲではＥＣＣＳは一次冷却水の供給パイプに接続をされているわけですから、まだある水がパイプの中になくなるとすると、ＥＣＣＳの二十度から三十度の水が直接その部分の炉壁に当たるような格好になっていくのではないか。そのときに、今発表されている脆化状態の限度数量からいえば五十二度というようなところ、大飯の二号などはそういうようなところまできているわけですから、そのような意味において圧力管が破断をするような大事故につながるようなことになっては困るということで今質問をしているわけですから、的確に答えていただきたいと思うのです。
　もう時間がありませんので、私がなぜそういうようなことを申し上げるかというと、藤村理人さんが「原子力工業」の去年の十月号に「チェルノブイル原発事故と巨大技術の反省」という中で取り上げておられるわけです。この中で、アメリカのＮＲＣが従来九十三度で抑制していた。この程度劣化したならば、圧力容器を使用してはならないという規制がある。ところが八二年に、この基準で三十炉以上の原発の運転停止が必要となることが明らかになったので、規制値を亘三十二度までに緩めることになった。そのためにいわゆる圧力容器の破壊確率がぐんと下がってきたというような指摘がされて、日本の場合には、その限界温度を百十度に厳しく制限することがまだ可能なのだから、圧力容器の破壊を防止する論理を打ち立てて、日本としてはその安全確認の意味において圧力容器の破壊を規制をする目標値をこの際きちっとつくっておかなければいけないのではないかという指摘をされているわけです。
　それで、世界で一番原発の多いアメリカが事故を起こした。その次に今度は世界で三番目のソビエトが事故を起こした。二番目のフランス、四番目の日本。日本の場合は、安全だと言って安全宣言をするだけでは、私は意味がないと思う。安全だと言うなら安全を立証し、確認をしていく、やはりその努力をしなければならない。そういう意味において、チェルノブイリの悲惨な事故の跡を見てきただけに、日本の原子力に対する安全チェックが不十分であったら大変なことになる。事故が一遍起こったら、大事故が発生をしたら、日本はそんなに広大な国でもありませんし、そういうような大事故に対応できない繊細な政治、社会、経済の体制にあるのだということを考えますと、これは大変なことだと思わざるを得ません。だから、今指摘をした中性子脆化によります問題等については、やはりもう少し過酷な現象というものを想定して、実験プラントでもつくってやるような時期に、もうだんだんに日本の原子炉も古くなってきますから、それだけ脆化現象もあらわれてくるわけですから、御注意を願いたいということを指摘して、終わりたいと思います。
○牧野委員長代理　小澤克介君。
○小澤（克）委員　さきの国会で、五月十四日だと記憶しますが、私が動燃のプルトニウム廃棄物処理開発施設に関しまして、各種機器の検査が極めてずさんである、十分な検査をしないままに納入を受けている、そして実際に機器が十分に機能しないという実害も起こっているのではないかということをお尋ねしましたところ、五月二十六日付で科学技術委員会に対して科学技術庁から事実関係についての報告がございました。非常に簡単な報告でございますが、私、これを一読いたしまして、かえってますます疑問が大きくなったという印象を受けました。
　そこで、この報告書について少しお尋ねしたいと思います。
　まず最初に、この報告書を作成されるに当たりまして、動燃からはもちろん事情聴取をされたでしょうが、ＴＥＣ、東洋エンジニアリングですか、あるいはそこからさらに下請で実際にこれら機器を作成したメーカー、そちらにも事情を聴取したのかどうか、その点をお尋ねいたします。
○松井政府委員　この資料、報告書を作成するに当たりまして、私どもは動燃事業団から事情を聴取いたしました。もちろん動燃事業団は当然のことながら、ＴＥＣあるいはその関係者から事情を聴取したというふうに理解しております。
○小澤（克）委員　私が前回質問いたしました際には、主としてＴＥＣ作成の文書等に基づいて事実を指摘したわけでございます。したがって、双方から聞かなければわからぬですよ。そうでしょう。まずその点においてこの調査は全く不十分であり、国会に対する報告として極めて不当であるというふうに考えます。その点をまず指摘しておきます。
　そこで、第一、日東電機株式会社製作によるパネルの件でございますが、この報告書によりますと、ＴＥＣから検査要領書承認申請がなされたのに対しその翌日に、六十一年七月四日に申請がなされてその翌日ですから七月五日になるのでしょうか、「動燃より電話にて問題ない旨の連絡がなされている。」こういう調査になっております。ということは、電話という手段で、文書は作成されていないけれども口頭による承認があった、こういう趣旨に伺われるわけでございます。
　ところが、私の方の調査といいますか前回指摘しましたＴＥＣ側の文書によりますと、この日東電機のパネルに関しましては「変更が多くＤＷＧ」これは図面、ドローインクの意味でしょう。「ＤＷＧのＦＯＬＬＯＷが必要であるけれども、１Ｗだけは、客先承認はとらなくてもＴＥＣのリスクで検査を実施し、２Ｗまでには」２Ｗというのは動燃立会検査、１ＷというのはＴＥＣにおける検査、こういう趣旨だそうでございますが、「２ＷまでにはＤＷＧをｆｉｎａｌとして客先へ提出予定。」こういう記載があるわけです。「客先承認はとらなくてもＴＥＣのリスクで検査を実施しここの調査と科技庁の調査と全く矛盾するのですよ。電話で口頭で承認したということであれば、「客先承認はとらなくても」ということにならないでしょう。さらに「ＴＥＣのリスクで検査を実施しこということにならぬでしょう、動燃の承認を受けているのであれば。これはどう説明されるのですか。
○松井政府委員　私どもの調査したところによりますと、まずこのパネルにつきまして検査要領書承認を求めるわけでございますけれども、当然これは七月四日に申請があったわけでございます。それで実はその承認書を、書類で承認を求める前に、この実施に先立ちまして二月上旬から三月末までにかけ約四日間にわたって、動燃とＴＥＣの間でこの検査の要領書、どういうふうに検査をするかにつきましていろいろと打ち合わせがなされております。それで、七月四日にそういう承認がなされまして、確かにこれは電話でございますけれども、七月五日、私どもだれからだれへというのを知っておりますけれども、そういった電話がなされたというふうに聞いております。
○小澤（克）委員　全然答えになってないでしょう。私の質問に答えてください。
○松井政府委員　そういうことで電話がなされているわけでございまして、恐らくそれはＴＥＣの中の何らかの事情でそういうものが周知されなかったということではないかと推測できるのではないか、こう思っております。
○小澤（克）委員　そんな推測で報告してもらっちゃ困るのですよ。ＴＥＣの側から事情聴取してないというそのずさんさが今直ちにあらわれたじゃないですか。ＴＥＣの内部資料では「客先承認はとらなくてもＴＥＣのリスクで検査を実施しこと書いてあるのですよ。「承認はとらなくても」と書いてあるのですよ。口頭で承認したなら全然矛盾するじゃないですか。少なくともＴＥＣの側では承認をもらってないという認識なのですよ。文書にあらわれているのですよ。説明になってないですよ。要するに、全く当委員会に対する報告がずさんなのです。動燃からだけ事情を聞いたってわかるわけないでしょう。だめですよ、こんなことでは。
　次に（２）ですが、２Ｗに動燃が立ち会っていないという指摘に対しまして、「現場据付時において立会検査各項目は確認可能との判断に基づき、六十一年七月二十五日、工場での立会検査は行わない旨ＴＥＣに連絡している。」こういう報告になっております。どうもこれは事実のようです。私の方で調査したところでは、動燃から結局行かないからよろしく頼むよという電話連絡があった、それで２Ｗ、動燃立ち会いはないままに検査をした、こう聞いておりますから、ほぼ事実として一致するわけです。
　そこでお尋ねするのですが、どうして２Ｗに立ち会いに行かなくていいという判断をしたのですか。「現場据付時において立会検査各項目は確認可能」、それに関連いたしまして、一体金はいつ払うのか。工場での検査を了すれば金を払うということではないのか。その二点、お答えください。
○松井政府委員　まず、２Ｗをやらないというふうに決めたことでございますけれども、これにつきましては、１Ｗをやりまして、その結果が検査報告書で上がっておるわけでございます。そういうものを調べた上、これは２Ｗしなくてもいいだろう。ただ、これにつきましては、いわゆる現場据えつけというのですか、そのときには検査をするということでいいだろう、こういうふうに判断したわけでございます。
　それから金の支払いでございますけれども、私の承知しているところでは、つまり個々の工場検査が終わるごとに、その単品ごとに支払うという形ではなくて、最初の契約のときに頭金を幾ら、それから次の年に幾ら幾らというふうに、幾つかの割合に分けまして払っていく、こういう仕組みでやっておるというふうに聞いております。
○小澤（克）委員　では、金の支払いについては、必ずしもどの機械がどうという時期的に対応しないということでございますが、危険の分担ですね、納入された機器について何らかふぐあいがあった場合に、どこからその危険負担が移るのか、それについてはどういう認識なのですか。
○松井政府委員　この施設全体につきまして、それぞれの個々の単品につきましては現場据えつけ時の検査をやるものもあります、あるいはしないものもあります。しかし、すべて押しなべて、全体につきまして設備としての総合試験をやる、それから最後に施設の総合試験をやる、そういう段階で最終的に全部が決まるというふうに今理解しています。
○小澤（克）委員　危険負担というのは要するに、瑕疵があった場合にどっちの費用で修繕しなければならぬか、費用分担の問題です。危険負担というのは法律用語なので、ちょっと誤解を招いたかもしれませんが。
○松井政府委員　こういうものにつきましては、大体常識的に物ができ上がって所有権が移転してから一年間という瑕疵担保があるわけでございまして、そういう意味では、その間までもしトラブルがあったという場合には相手方の負担で修理させるということになると思っております。
○小澤（克）委員　そこはわかりました。
　そこで、これも前にも指摘したのですけれども、ＴＥＣの内部文書で「ＰＮＣ」、ＰＮＣというのは動燃です。「ＰＮＣがｗａｉｖｅｄした」、逃げたというか放棄したのでしょうね、「ｗａｉｖｅｄしたＩｔｅｍについて、１Ｗ終了後検査成績書を検査部が入手し、Ｐｒｏｊｅｃｔ経由ＰＮＣへ提出したい。」「ＰＮＣの内部的に「立会Ｉｔｅｍのものをｗａｉｖｅｄして、何も確認しないのは、対外問題があるのでは」という意見が出た。」こんなことまで記載されている。このこともこの間指摘したはずでございます。それを、これはもう納入のとき検査を受ければ十分だからという判断で、電話一本で、もう行かぬからそっちで頼むと言った。これは事実としてはそのとおりかもしれませんが、これで一体いいのか。さかのぼってどういう観点からこういう判断をしたのか、それについての調査は全くなされてないわけですよ。ＴＥＣの文書で、ＰＮＣの内部で問題があるのではないか、対外問題があるのではないかという意見があるということが出ているのですよ。それをこの報告書では、立ち会い検査各項目は現場据えつけ時において確認可能との判断に基づいた、それでいい、ただ、事務処理が前後関係が不明確だった点に問題があるという結論になっています。だめですよ、こんな報告では。ＰＮＣの内部でも異論があった、そのこともあなたの方では把握していないのですか。ＰＮＣについては事情聴取したということでしたが。
○松井政府委員　確かに先生、この前のときにそういうお話がございました。それは私も記憶しております。私どももその後ＰＮＣにもいろいろと事情を聞きました。本件につきましては、これはＰＮＣの内部としては課長の判断で決められる事項であって、そういう意味では内部的には問題ないということでＰＮＣ、動燃事業団内部としては、そういうことはないというふうに承知しております。
○小澤（克）委員　それで科技庁の判断としては、この報告の最初にあるとおり、このような立ち会いをウエーブドしても構わない、それ自体は実質的には問題がない、こういう評価といいますか、そういうことでしょうか。
○松井政府委員　結論から申しますと、そういうことでございます。
　それで、こういった種類につきましては、ＰＮＣ、動燃事業団の中のやり方といたしまして、まず第一義的に１Ｗを行うということでございますね。その後、その検査報告書をもらいまして、それを見て２Ｗ、つまり動燃が現地で立ち会う必要があるかということをその検査報告書を見て判断するわけでございます。先ほど申しました判断というのは、担当課長が行うということでございます。
　それで、いずれにしろ、そういうもの、特注品でございますもので、それは現場に据えつけるときに必ず動燃は立ち会って行うという仕組みになっておる次第でございます。したがって、動燃としては２Ｗを行わなくても、その次の現場据えつけ時に検査を行う、さらにその後設備の総合試験あるいはその施設の総合試験、こういうことでちゃんとその内容をチェックできる仕組みになっておるわけでございまして、そういう意味では私どもそれ自体は問題がないというふうに考えております。
○小澤（克）委員　機械を据えつけてしまいますと突き返すということは事実上できなくなるのですよ、そうでしょう。手間もかかりますし、一たん納入して据えつけたものを送り返すというのは人間関係といいますか力関係からもなかなかやりにくい、そういうことになるわけですよ。だからこそ２Ｗというものがあって、工場へ出かけていって検査するわけでしょう。それをこんなに簡単に省略していい、これは納得できません。貴重な国民の税金を使っているわけですから、しかも安全性に極めて重要な関連を持つところですから。いいですか。納める側の文書で、立ち会いアイテムをウェーブドしたのは問題だ、ＰＮＣの内部でそういう意見が出ていると書いてあるのですよ。一体ＰＮＣのどこのだれからそういう意見が出たのか、少なくとももう少しきちんと事情を調査する必要があると思います。
　それから、時間がありませんのでとんとんいきますけれども、静電容量型液面計というのでしょうか、櫻測器株式会社が製作した、これについてまず動燃による検査要領書の承認なくＴＥＣによる検査が勝手に進められたという指摘をいたしましたところ、事実はそのとおりだけれども、しかし「本件液面計は、汎用品に属するものであり、検査要領書の事前の承認は必要とされておらず、六月三日の段階で、動燃とＴＥＣとの間での打ち合わせの席上、本件液面計を含む汎用品については検査要領書の事前の承認は不要である旨の連絡がなされている。」こういう調査報告になっております。まず、この報告書の文章自体がよくわからない。矛盾しているのですね。汎用品というのはどういったものを汎用品というのか、これも御説明願いたいと思いますが、汎用品に属するものについては検査要領書の事前の承認は必要とされていない、こう言っているわけですよ。一般的に汎用品については事前の承認が必要とされていないのであれば、六月三日の打ち合わせの際に殊さらに事前の承認は不要である旨の連絡をする必要はないでしょう。どうなんですか。この文章自体矛盾していますよ。ちゃんと説明してください。
○松井政府委員　まず汎用品でございますけれども、汎用品というのは一般にすぐその辺の商店で売っているという性質のものではございませんけれども、要するに確立した一定の規格あるいは仕様がありまして、それでもって例えばカタログナンバーのこれであると言ったらすぐそれがメーカーから納入されてくるもの、そういうものを一般的に汎用品と言っているというふうに承知しております。
　それからもう一つ、検査要領書が本来承認が不必要ならばなぜあえて六月三日にそういうことを言ったのかという御指摘でございますけれども、確かにこの辺につきましては事務の中の徹底が不十分だった点があるのではないかと考えております。つまり、本来汎用品につきましては検査要領書というものは承認を求める必要がないというルールでございまして、恐らくそのルールが周知されてなかったために汎用品につきましても検査要領書が承認用に提出されたということになったような次第でございます。それで、そんなことがあったものですから、動燃としては六月三日打ち合わせのときに、こういったものは要らないんだよということをその業者にお伝えしたということをそこへ記載しているわけでございます。
○小澤（克）委員　全く納得できません。後からそういう原則をでっち上げたとしか思えない。だって、ＴＥＣの方の文書では、この櫻測器株式会社によるこの機器に関して「上記機器番号に関する検査用図書の一部が未承認となっています。承認状況を確認の上、返却願います。」というのが検査部からプロジェクトエンジニアに対する承認状況確認願い。それに対してプロジェクト側からの検査部に対する指示が「試験検査要領書はＰＮＣにレター」ナンバー何々にて「承認申請中です。要領書は未承認ですが検査を実施方、お願いします。」ＴＥＣの側では、承認が必要であるという前提に立ってわざわざ文書で、レターで承認申請をしているのですよ。そして「未承認ですが検査を実施方、お願いします。」承認不要ですとは書いてない。「未承認です」と、承認が必要であることを前提に、いまだ承認してない、こうはっきり書いてあるのです。きのうやきょうのつき合いじゃないはずでしょう。ＴＥＣと動燃ですか、この機器についてずっと一緒にやっているわけですよ。それで、このときになって汎用品については事前の承認は本来不要だったんだ、それで通ると思いますか。
○松井政府委員　おっしゃるとおり、確かにＴＥＣの内部資料にはそのように書いているのは私も承知しております。これにつきましては、契約が確かに六十年の三月か四月だというふうに記憶してございますけれども、その後、こういった作業が順々に進展してこういう話になったわけでございます。つまり、あくまで動燃としてはもともとのルールがそういうことでございまして、ただそれが十分周知されてなかったという点、その辺が明らかにそういった混乱を起こす一つの原因かと思っております。それにつきましては今後改善の努力をしたいと思っておりますけれども、少なくとも、もともとこの汎用品につきましては検査要領書については承認が必要ないということになっておるわけでございます。
○小澤（克）委員　改善の努力の方向が道なんですよ。そんなルーズな方に改善されたら困りますよ。企業が本来求められてもいない手続をわざわざ文書までつくって申請するはずがないでしょう。何について事前の承認が必要で何については必要でないかということは、納める側が一番敏感なはずですよ。一生懸命ＴＥＣの側では申請書を出しているわけですよ。だけれども一向にオーケーが来ない。しようがないから未承認ですが検査を実施してください。それを、本来要らなかったんだ、そのことの連絡を怠っていたんだ、それでは通りません。本来要らなかったなどという原則は後からでっち上げたとしか思えない。全く説得性がありません。だめです。
　それから、この静電容量型液面計について、アースをした場合としない場合とで指示値が一〇％も狂う、それがそのまま納入されたのではないかということを指摘いたしましたところ、この報告書では、これがよくわからない。これらの機器についてはいずれも抜き取り検査をしたところ、「いずれも指示値の精度はプラス・マイナス一％以内に収まっている。」と書いてあって、その次に「なお、アースしない場合には、した場合に比べ指示値が約一〇％程度シフトしていた。」これはどういうことですか。「指示値の精度はプラス・マイナス一％以内に収まっている。」ところが、アースした場合とアースしない場合とで測定の条件が変われば一〇％狂う、この文章の意味が私にはわかりません。どういう意味ですか。
○松井政府委員　これにつきましてはアースをした場合としない場合でいろいろテストしたわけでございまして、まず三セットについてはアースをした場合にだけやった。その指示値は正しい値に対してプラス・マイナス一％の範囲でございましたということが一点でございます。それからもう一点のワンセットにつきましては、アースした場合としない場合と双方についてやってみたということでございまして、それぞれ指示値としてはプラス・マイナス一％の範囲内だけれども、アースしない場合、これは一〇％ほど実際の本来あるべき値よりも低いという結果が出ております。つまり、一〇％すべての値について低いわけでございます。ただ、その精度につきましてはあくまでプラス・マイナス一％の範囲に入っているということでございます。そういうことをここで書いているわけでございます。
○小澤（克）委員　ますます意味がわからない。実際の液面よりも一〇％低く表示が出るわけでしょう、アースをしない場合は。それにもかかわらずそれ自体の精度が一％以内、何のことですか、これは。何と何を比較して一％以内なんと言っているのですか。
○松井政府委員　アースをしない場合は一〇％本来の値よりも低いというわけでございまして、その指示値の値が一〇％全部低い。ただし、その範囲はプラス・マイナス一％の誤差範囲に入っておる、こういう意味をここで書いておるわけでございます。
○小澤（克）委員　何の意味がわかりません。強いて言えば、何度やっても同じ数値を示す、あるいはどの機械も同じ数値を示すという意味でおっしゃっているんだろうと思いますけれども、測定器というのは本質的に事実と測定結果が一致しなければ意味がないのでしょう、実際の液面の高さと計器に指示された高さとが。そうでしょう。何度やっても同じ値を示したから精度が高いなんて、全部実際と一〇％低い数値を示していて、何遍やっても低い数値を示したから精度が高いなんということにならぬでしょう。どの物差しを使っても同じ寸法がはかられた、だからこの物差しは精度が高いと言えますか。そうじゃないでしょう。その目盛り自体が狂っていたらどうにもならぬでしょう、どの物差しも同じに。全然これは説明になっていないですよ。要するに測定条件が異なると指示値が一〇％動くということですよ。これは全く精度がないということですよ。
　そこで、これまたよくわからないのですが、結局「アースして使用することとして合格とした。」こう書いてあります。このアースをするというのは、何をアースしたのですか。
○松井政府委員　これは、アースするというのは計器の電極をアースするということでございます。
　それで、先ほどの点につきましては、そういう意味で、確かにアースをしない場合は常に一〇％低いという数値なものでございます。したがいまして、これはアースをして使用ということにいたしまして、そこで合格としたというふうになっておるわけでございます。
○小澤（克）委員　そんな問題じゃないんですよ。この間私が指摘した意味がよくわかっていないようですがね。被測定液が接地された場合とされてない場合とで一〇％ドリフトするんですよ。入れ物が、これは強化プラスチックなんかでできていて不良導体なんですね。そこで、液が中に入っている場合は外部から電気的につながっていないわけです。ところが、弁を開くとパイプを通じてその弁のところを液が満たすために外部とつながりが起こる。そうすると、結局アースされる、接地されることになるわけです。したがって、その弁を閉じているときには液自体がアースされていない、開くとアースされる、そのことによって一〇％ドリフトする、それが問題だと書いてあるわけですよ。そしてこの液については、非常に強度のＨ２ＳＯ４だとかＨＣｌだとかＮａＣｌ、これは硫酸に塩酸に苛性ソーダですか、等の混合液で、接地用の電極でこの腐食に耐えるものがないからどうしようもない、困っている。「最悪の場合、現地工事で逃げる手もあるが、それにしても有効な手段が見つからない。」「本件のトラブルは後日に問題発生の可能性が大いにあるので、」云々、これがＴＥＣの内部文書にあるのですよ。そのことを指摘しているのですよ。
　内容液についてのアースは結局なされたのですか、なされないのですか。
○松井政府委員　先ほども申しましたように電極をアースしているわけでございまして、電極をアースしておきますと、弁の開閉による液の接地とかあるいは非接地、そういう問題には影響がなくなるというふうに理解しております。
　それからもう一点、非常に腐食性の強いものであるというお話につきましても、一応私ども調べまして、この液面計の使用箇所というのは、苛性ソーダですか、ＮａＯＨが一〇％、それから硫酸が五％程度で、ＳＵＳ三〇四で問題のない箇所であるというふうに聞いております。ほかに、極めて腐食性の高い液の場所につきましてはまた違った材質を使うというふうに聞いております。
○小澤（克）委員　よくわからなかったのですが、結局この内容液についてのアースはなされたということなんですか、ＴＥＣの文書では、この問題についての解決法は、一つは検出器のボディーをアースする、もう一つはＦＲＰタンクの内容液をアースする、この二つによって何とかなる。検出器ボディーのアース、これは簡単だ。それはそうでしょう、アースすればいいのですから。ところが内容液のアースが非常に難しい、それで困っている。「現地工事で逃げる手もある」、そういうむちゃくちゃなことが書いてあるわけですよ。
　内容液についてのアースはしたのですか、しないのですか。
○松井政府委員　結論からいいますと、液の方のアースはしてございます。電極のアースをすることによって液のアースもされているということになっております。
○小澤（克）委員　電極のアースって何ですか。何の電極ですか。液それ自体が接地されているかどうかということなんですよ。片方だけアースしたってだめなんですよ。つまりこの機器は電位差によって測定するわけですから、電位差の基準というか、電位の基準点を決めなければしようがないのでしょう。それはどうするかといえば、まさにアースして、土といいますか地球の表面の電位それ自体をゼロとして、それを基準点として、そこから測定するわけでしょう。双方アースしていないと意味がないわけですよね。
　液体についてアースしたのですか、しないのですか。
○松井政府委員　液体についてもアースしてございます。
○小澤（克）委員　ＴＥＣの側では、非常に腐食性が高いので液体の側の電極用の適当な材料がないということで大変悩んでいる、そこはクリアしたんですか。
○松井政府委員　これにつきましては先ほど御説明したとおり、この液面計の使用箇所はＳＵＳ三〇四で問題のない箇所でございますものですから、そういうことで問題なくやっておる次第でございます。
○小澤（克）委員　もしそうだとすれば、ＴＥＣの側では非常に無用な心配をしていたということになるわけですね。内容液について十分な情報を得ていなくて無用な心配をしたということになるんですけれども、私はそんなことでは納得できない。後日問題発生の可能性が大いにあるというようなコメントをつけているわけですよ。大した液体じゃなかったからアース可能でしたということでは納得できません。納める側がこれだけ神経を使うというからには、なかなか難しい技術的な問題があったと率直に解釈するのが当然だろうと思います。
　ほかにもありますけれども、もう時間がありませんのでこの程度にいたします。このような非常に不十分な調査が当委員会に対して報告がなされたということは、その原因といいますか不十分であるという理由は、最初に指摘しましたとおり、動燃からだけ事情を聞いているからなんですよ。私の方はＴＥＣの文書でＴＥＣからの認識、見解に基づいて聞いているわけですからね。これで納得しろと言っても到底不十分です。この問題については、引き続き当委員会あるいはいろいろなところで私なりに追及をさせていただくことを申し上げまして、こればかりやっていると時間がありませんので、とりあえず次の質問に移ります。
　ことしの五月二十八日にソ連原子力発電所事故調査報告書というのが原子力安全委員会のソ連原子力発電所事故調査特別委員会の名で明らかにされました。これについて読みましたけれども、ソ連の事故について一応の分析をし、そして結論としては、今日本の原子力発電所等についてこのソ連の事故から学ぶべきものというのは特にない、こういう結論になっているようでございます。一般的な印象といたしまして、この結論が極めて卒然と出ておりまして、到底納得できるものではない。特に、この結論を導き出した判断の資料となったデータ等が何ら明らかにされていない。そこで極めて納得できないものとなっているわけでございますけれども、これでは原子力安全委員会というよりは原子力安全宣言委員会、安全宣言をすることに仕事があるというふうに思わざるを得ないわけでございます。その内容にわたって議論する時間がございませんので、とりあえずこの報告書における事実関係を聞いて確認を求めておきたいと思いますので、ひとつ事実関係の確認ということで聞いたことだけを端的にお答え願いたいと思います。
　まず最初でございますが、このソ連チェルノブイリ事故の分析といいますか事故の状況についての報告の中で、これは二十四ページでしょうか、「運転員が低出力時の運転規則に従って局所出力自動制御系から平均出力自動制御系に切り替えた」こういう記載があるわけでございます。ところが、他の一方で、これは十ページの方ですけれども、「通常、原子炉出力が一〇－一〇〇％の範囲では、原子炉出力の制御は主として局所出力自動制御系により行われ、平均出力自動制御系は後備系として使用される。」こう書いてあるわけですね。
　この原発事故の際に、これはある試験をしていたわけでございますけれども、その試験を実施する場合の予定出力は二〇ないし三〇％で試験を実施するということになっていたと報告されているわけです。そういたしますと、二〇ないし三〇％であれば当然局所出力自動制御系によって行われるはずであるのに、この事故の場合に限って平均出力自動制御系に切りかえた、なぜこんなことをしたのかわからないところでございますが、これについてはどう認識しておられるのでしょうか。
○石塚政府委員　お答えいたします。
　事故調査特別委員会での判断は、ソ連が提出いたしました報告書より推定しておるものでございまして、このこと自体、入手しておる資料の中からはそのとおりの事実関係は明確ではございません。
○小澤（克）委員　そうすると、なぜこの際に通常と違う運転といいますか、切りかえたのかというのは結局わからないままだ、こういうことですか、確認いたしますが。
○石塚政府委員　事故調査特別委員会の専門家がソ連から提出されました報告書に基づきまして技術的な観点から推定したものでございます。
○小澤（克）委員　だから、推定したというのは、平均出力自動制御系に切りかえたという事実を推定したというのでしょうけれども、なぜそうしたかということについてはわからないということなのでしょうか。それとも、何らか一定の原因についての推測があるのでしょうか。
○石塚政府委員　出力上昇、それから下降過程におきます平均出力自動制御系と局部出力自動制御系の仕様及び使用方法の詳細、さらに、なぜこの出力レベルで操作したかということについては承知いたしておりません。したがいまして、通常と違うことをしたのかどうかという判断はいたしかねるというのが事故特の立場でございます。
○小澤（克）委員　だって、この報告書自体から、通常とは違う運転をしているということは明らかなんでしょう。十ページには、「通常、原子炉出力が一〇－一〇〇％の範囲では、原子炉出力の制御は主として局所出力自動制御系により行われ、平均出力自動制御系は後備系として使用される。」と書いてあるわけですよ。そして、この実験は二〇ないし三〇％の出力でやるということになっていた。にもかかわらず、この事故の際には、事故の前の段階ですけれども、平均出力自動制御系に切りかえた、これも二十四ページにそう書いてあるわけですよ。だから、通常ではない、主としてではない後備系の方にわざわざ切りかえた、その理由は何か、それを承知しているかとさっきから聞いているのです。
○石塚政府委員　出力上昇、それから降下過程におきます平均出力自動制御系と局部の出力自動制御系の仕様あるいはその使用方法等、詳細にはわからないということは先ほども申し上げましたけれども、通常原子炉出力が一〇ないし一〇〇％の範囲では、原子炉出力の制御は主として局所出力自動制御系により行われ、そして平均出力自動制御系は後備系として使用されるとのソ連当局の発表は、出力上昇、それから降下過程における記述ではなくて、これは一〇％ないし一〇〇％の範囲で一定出力運転をする場合に適用されると考えると理解しやすいというのが事故特での立場であるというふうに承知いたしております。
　　　　〔牧野委員長代理退席、委員長着席〕
　それから、大幅な出力上昇、それから降下過程では、相当量の制御棒が引き抜き、挿入され、この場合局部的な出力変動も大きくなるということでございまして、局部出力自動制御系は出力分布の時間、それから空間偏差を検知して動作するというふうに考えられまして、大幅な出力上昇あるいは降下過程では誤動作を防ぐための平均出力自動制御系だけ、または手動で運転されるのではないかというふうに推測されるということでございます。そこで、切りかえは低出力に移行する出力降下で行われたものと思われ、このときには局所系を切り離すのは通常のやり方であったのではなかろうかというふうに事故特では推定しているわけでございます。
○小澤（克）委員　そうしますと、今一応の推測はお答えがあったわけですけれども、これは人間のやったことですから、端的になぜそうしたのですかと聞けばわかることですよ。推測云々するよりは、そういうことは確認は求めてないのですか。
○石塚政府委員　事故調査特別委員会では、種々のデータをもとに評価、分析をいたしておりますけれども、今のような質問をどのような形で向こうにしたかどうかということにつきましては確認できておりません。
○小澤（克）委員　ちょっと、今のは質問したかどうかが確認できないというのですか。それとも、質問してない、確認はしていないということなのですか。どっちなのですか。
○石塚政府委員　ソ連側に質問をいたしましたけれども、回答が得られていないということでございます。
○小澤（克）委員　ソビエトに質問したのですか、この点について質問したのですか。
○石塚政府委員　事故特の場において、そういうことを聞いてはどうかという議論もあり、またＩＡＥＡ等の専門家会合で聞くというような試みもなされたようでございますが、結局それは回答は得られていないということのようでございます。
○小澤（克）委員　結局、ＩＡＥＡの専門家会議でソビエト側の方に接触して、今私が指摘した点について、なぜそういう切りかえをしたのか質問をした、しかし答えがなかった、こういうことでしょうか。いいかげんなことを言わないでくださいよ。
○石塚政府委員　私、正確なところは存じ上げておりませんが、専門家のお話によると、そういうことがあったというふうに聞いております。
○原田委員長　君が答弁したらどうだ。石塚局長は新任だから、君は当時の……。安全調査室長尾藤君。
○尾藤説明員　お答えいたします。
　どのようにそれを確かめたのかという御質問だと思いますけれども、この事故特の報告書をつくりました専門家の、正確には先ほど局長が御答弁申し上げましたとおりでございまして、専門家の先生方が事故特の場におきましていろいろ御審議の末、あのような事故特の報告書を作成したということでございます。
○小澤（克）委員　ますます何のことかわからぬ。ソビエトにいつ、どこで、だれが、どう問うて、それに答えがあったのか、事実関係を聞いているのです。ないならないでいいし、わからぬならわからぬでいいです。そんなわけのわからぬことを言って時間をつぶさぬでください。
○尾藤説明員　ソビエトに我が方の専門家が直接行って、いろいろ尋ねて調査をするということについては、先生御案内のとおり、いろいろ希望しておりますけれども、受け入れてもらえません。そういうふうな経緯がございました。したがって、今局長の方から御答弁いたしましたことは、ＩＡＥＡの場その他、我が方の専門家がウィーンへ行きまして、各国集まりまして、本件につきまして専門家同志がいろいろ議論をやっております。そういう場を通じていろいろ調査その他質問をしましたけれども、現在わかっているのは、今御説明申し上げました範囲内にとどまっているということでございます。
○小澤（克）委員　希望はあるけれども実現していないと言いますけれども、ちゃんと聞いたのですか。聞いていないのでしょう。聞くだけのルートといいますか、そういうものがないのでしょう。結局、ＩＡＥＡかなんかの会議で専門家にそういう接触をした際に聞いたであろう、こういうことなんでしょう、どうなんですか。
○石塚政府委員　国際会議の場での意見交換あるいは検討の会合でございますので、そういった会合の席上の意見交換というような機会、あるいはロビー、会場外での接触、あらゆる機会を通じて出席専門家は聞こうという努力はしたと思いますけれども、残念ながら明確な回答が得られていないということであろうかと思います。
○小澤（克）委員　はっきりさしてください。私が聞いているのは、局所出力自動制御系から平均出力自動制御系に切りかえた、なぜ切りかえたか、この事実を聞いたことがあるのかと聞いているのですよ。一般的に国際会議の席上などで疑問点を聞いたであろうというような、そういうことを聞いているのじゃなくて、この事実についてソビエトに問い合わせた事実があるのかどうかと聞いているのです。わからぬならわからぬでいいですから、どっちなんですか。
○石塚政府委員　現時点では、先ほどから御答弁申し上げている範囲以外のことはわかりません。
○小澤（克）委員　要するに、わからぬということですね。わからぬというか、きちんとこのことについて聞いたかどうかもわからぬ、こういう御答弁だろうと思います。
　次に、この報告書の二十四ページによりますと、二十三時十分に出力が急速に低下して、三十メガワット以下にまで低下した、そこで、午前一時になって、運転員が制御棒を手動で引き抜くことにより出力を二百メガワットに何とか維持することができた、この間、ゼノンの毒作用が進行しており、二百メガワット以上の出力上昇は困難な状況であった、こういう記載があります。ところが、報告書の二十九ページの図から読み取りますと、午前一時十九分ごろには手動の制御棒はほとんど挿入されていたということになっているのです。これはどう理解すればよろしいのでしょうか。あるいはここについてどういう事実確認をしておられるのでしょうか。
○石塚政府委員　手動制御棒は一時十九分ごろにはほとんど炉心から引き抜かれていたというふうに推定されるところでございます。
　それから、なぜ出力上昇を直ちに行わなかったかという点につきましては、本件は承知いたしておりませんけれども、出力の回復操作を行ったことはソ連の報告書で示されております。
　手動制御棒に関する推定につきましては、ソ連の報告書というものをベースにこういうふうな判断をいたしたところでございます。
○小澤（克）委員　だから、結論として午前一時十九分には引き抜かれていたということになるのですか。この図面で言えば挿入されていたというようにしか読めないのですよ。この矛盾をどう説明するのかと聞いているのですがね。
○石塚政府委員　この図の見方でございますけれども、手動制御棒という、グラフ一番上の破線でございますけれども、これは数本の一つのグループの動きを示したものでありまして、したがいまして、全体をあらわすものではございません。ちょっと誤解しやすいグラフかと思います。