○参考人（松浦祥次郎君）　日本原子力研究所の松浦でございます。
　本日は、お手元のあらかじめお配りさせていただきました資料に基づきまして、原子力発電の安全性と、それに関します原研で行っております安全性研究について説明させていただきます。
　説明に入ります前に、まことに申しわけございませんが、資料にミスプリントがございましたので、お手数ですがあらかじめ御訂正くださいますようお願い申し上げます。
　一つは、一枚の紙の「原子力発電の安全性について　説明項目と概要」という紙でございますが、これの上の方の「日本の原子力発電」という項目で、運転中の発電用原子炉は四十四基と書いてあると思いますが、先日動いたものがございますので現在四十五基でございます。それと同様のことでございますが、とした資料の二ページでございますが、これの下の方の表の中で、運転中四十四基となっておりますのを四十五基に、それから出力の方が三十六・一と書いてあるのを三十七・二に、それからその次の建設中の八を七に、そして九・〇と書いておりますのを七・九に御訂正をお願いいたしたいと思います。申しわけございません。
　本日お話しいたします項目でございますが、とじた方の一ページをお開きいただきたいと思います。まず、原子力発電の安全性の考え方というところで、日本の原子力発電の状況が今どうかということを簡単に御説明して、それからその安全性の基本的な考え方として取り上げられております多重防護の考え方、それから放射性物質の閉じ込めの話、それからそれに関しまして原研が研究開発を進めております安全性の研究といたしましてのＮＳＲＲ実験、ＲＯＳＡ計画、シビアアクシデント時の原子炉挙動、こういうものに関しまして簡単に御説明させていただきたいと思います。
　二ページをお開きいただきたいと思います。まず、原子力発電の安全性の考え方でございますが、現在の日本の原子力発電でございます。現在、我が国には平成五年九月の段階で運転中の商業用の発電用原子炉は四十五基、それから建設中の原子炉が七基、建設準備中のものが一基ございます。このほかに開発途上の発電用の原型炉、ＡＴＲ、これは動力炉・核燃料開発事業団さんが運転中でございますが、それがございます。現在の商業用の発電用原子炉の合計の出力はその二ページの表にもございますように三千七百二十万キロワットでございまして、総発電電力量の約三〇％を原子力で補っているというわけでございます。したがいまして、原子力発電が日常生活と非常に密接なものとなっているというわけでございます。
　原子力発電は当然原子炉を用いて発電いたすものですから、その安全性の確保には十二分の注意を払う必要があることは言うまでもありません。幸い我が国の原子炉の運転実績は世界でも一、二を争うくらい良好なものになっておりますが、これは発電に当たられる関係者の方々の日ごろの安全性確保への努力のたまものと言えるのではないかと思います。
　とじた資料の三ページへ移らせていただきます。
　原子力発電の安全性の基本的な考え方でございますが、これはこのページに書いてございますように、多重防護という考え方で安全性を確保しているわけでございます。多重防護というのは、要するに安全を確保するために何段階もの手だてをつけているということでございまして、まず多重防護のその一といたしましては、異常の発生を防止するためにいろんな対策を立てておく。その次に多重防護のその二といたしましては、異常が起こってもそれが事故に拡大しないようにどこかで事故拡大を防止するための対策をつけておく。三番目は、今度は放射性物質の異常な放出が起こるような事故になったとしても、それを防止するための対策を立てておく。こういう段階でそれぞれに防護を考えておくというわけでございます。
　その第一番目の異常の発生を防止するための対策でございますが、これはまず設計の段階で安全上余裕のある設計をするということ、これは当然ございます。それから、その中で当然誤操作とか誤動作とかいうことが起こる可能性があるわけでございますので、それを防止するような設計をする。すなわち、誤操作を行ったりあるいは機器に誤動作が起こったとしても、それが事故を発生しないように防止するという設計をあらかじめしておく。当然、運転中あるいは運転前の機器の点検、検査をしっかりやる。それから、自然界にはいろいろ地震とか台風とかございますので、そういう自然災害が来たとしてもそれに対応できるようにしておく。これがまず異常の発生を防止するための対策としていろいろ考えるわけでございます、当然のことでございますが。
　それから次に、事故への拡大を防止する対策でございますが、これは異常が起こったときに早く発見できるような設計にしておく。それから、何かあったときに、これは危ないというときには原子炉を緊急に停止できるような設計にしておく。
　次に、今度は放射性物質の異常な放出を起こすような事故の場合のそれのとめ方でございますが、非常用炉心冷却装置、ＥＣＣＳと略されておりますけれども、これでまず原子炉を冷やす。それから、放射性物質が原子炉から出てきても、今度は原子炉の格納容器でそれを閉じ込める。こういうような何段階かの段取りで安全を確保しようというわけでございます。
　かつて起こりました大きな事故としてアメリカのＴＭＩ事故がございますが、これはどこで失敗したかといいますと、この多重防護の考え方で現実に確保することは、まず原子炉をとめるということ、それからとめた後で残っている熱を除去すること、それから放射性物質が放散しそうになったときにそれを閉じ込めるという、このとめる、冷やす、閉じ込めるということが基本でございます。
　先ほど言いかけましたアメリカの事故でございますが、これはとめることには成功いたしました。しかし、冷やすことに部分的に失敗したために原子炉の炉心の溶融が起こったわけでございます。しかし、閉じ込めることには成功しておりますので周辺にはほとんど放射性物質は出ていない、こういうことであります。その次に、ロシアで起こりましたチェルノブイリの事故でございますが、この場合はとめることを失敗し、閉じ込めることを失敗したために放射性物質が放散した、そういうことでございます。
　次の四ページに、今度は放射性物質の閉じ込めのためにどういう段取りがしてあるかということを簡単に示しております。現在日本で使われております加圧水型の原子炉と沸騰水型の原子炉の二つについて示しておりますが、基本的な考え方はいずれも同じでございまして、まず燃料のペレット自身が放射性物質を閉じ込める性質を持っております。それから、そのペレットを包んでおります燃料の被覆管が第二番目のバリアといいますか、閉じ込める障壁として働きます。その次に、原子炉を包んでおります圧力容器がさらにその次の閉じ込めになる。それから、その原子炉圧力容器を設置しております格納容器が次の閉じ込めの障壁になる。こういうことで放射性物質の閉じ込めを何段階かで確保している、そういうことでございます。
　五ページヘ進ませていただきますが、こういう原子力発電の仕組みの安全を確保するために、またその安全がどのように確保されているかを確認するための研究といたしまして原研で行っております研究の項目を五ページに示させていただいております。
　こういう研究は原子力安全委員会が定められます安全研究の年次計画等に従って進めているわけでございまして、先ほど申しました閉じ込めるあるいは冷やすということに研究の重点が置かれております。とめるということについての項目がございませんが、これは現在の発電炉はとめるということについては非常に確実にとまる仕組みになっておりまして、現在ではそれに関する研究を新たにやる必要がないということでございます。
　閉じ込めるということにつきましては、そこにございますように通常時の燃料挙動研究で、通常時に燃料の中でどのように閉じ込められているか、それから実際に使った燃料がどういうふうに健全性を保っているかの健全性試験、事故に遭ったような場合にどのように燃料が振る舞うかの事故時の研究、機器、構造物の信頼性がどういうふうになっているか、そういう項目について、まず閉じ込めに関する研究をしております。
　それから、冷やすということに関しまして、熱水力安全研究あるいはシビアアクシデント時の原子炉挙動の研究という項目でございますが、これはいずれも原子炉を事故時にどのように冷やすかということについての研究でございます。そのほかに解析的な、すなわち理論的な計算でその安全性を評価するという、そういうことのための研究として安全性の解析研究、あるいは確率論的な安全性評価研究、それから人的因子の研究、こういうことを進めておるわけでございます。
　まず最初に、事故時の燃料挙動の研究でございますが、六ページ、七ページ、八ページに示させていただいておりますが、これに関しましてはＮＳＲＲの実験というのを行っております。ＮＳＲＲと申しますのは、ニュークリア・セーフティー・リサーチ・リアクターでございまして、原子炉の安全研究用の試験炉でございます。構造は七ページにございますが、少し細かい絵になりますので説明は簡単にさせていただきます。
　プールの下の方にありますのが原子炉の炉心でございまして、この炉心の真ん中にサンプルを入れる大きなチューブがございます。このチューブの中にテストすべき燃料を入れて、そしてここでいろいろな状況でこの燃料を照射いたしまして、それで燃料がどのくらい大丈夫なものかということをテストしているわけでございます。ここではかなり強い出力で照射しましても、プールの底にあるということで十分に放射線の遮へいはされている、そういう構造になっております。
　六ページへ戻らせていただきますが、この実験では原子炉の出力が異常に上昇する事故というのを想定いたしまして実験するわけでございますが、ＮＳＲＲでは非常に短い時間に燃料の出力を大きく上げまして、そして燃料の振る舞いを研究いたします。最高は、普通の発電所で燃料が出します出力の七倍程度まで出力を上げてその振る舞いを調べるということをいたしております。この結果は後のページに示しますが、「発電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象に関する評価指針」に反映されております。
　八ページでございますが、この図は何を示しているかと申しますと、燃料棒の中にいろいろガスが詰めてあるわけでございますけれども、その状況によりまして事情が変わります。グラフの中の縦軸は何を示しているかといいますと、燃料棒の中に短時間にどのくらい出力、エネルギーが出たかということを指標として示しております。横軸は燃料被覆管の中の圧力でございますが、黒丸は燃料が壊れたという、そういうものを示しております。白丸は壊れなかったという限界を示しておりまして、それから余裕を持って設計の限界が示されている。すなわち、点線が実験値として示された燃料が破損する破損しないのぎりぎりのところを示しておりまして、設計において使われておりますのが実線で余裕を持って決められているというところでございます。
　次に九ページヘ移らせていただきます。次は、冷やすということの研究でございまして、これは熱水力安全研究と称しておりまして、その一番主たる計画がＲＯＳＡ計画と呼んでおります。これは、冷却材が喪失する事故等を想定いたしまして、その場合にどういう現象が起こるかというようなことを調べて、それで現在の設計が確実なものであるということを確認している実験でございまして、その装置等は十ページに示してございます。
　十ページの上に書いてある図がその装置を簡単に示したものでございまして、この装置の特徴は、垂直方向には実際の大型のＰＷＲと同じ寸法を使っております。水平方向に関しましてはずっと小さくて、四十八分の一というのを使っておりますが、こういう装置を使っていろいろの実験をしております。この実験によりまして非常用炉心冷却装置、すなわち事故が起こったときに原子炉がどのように冷やせるかという、その確認をいたしたわけでございます。
　例えば、その確認の一つといたしましては、九ページにございますように、美浜二号炉の事象を模擬いたしました実験を行いまして、事故発生後の原子炉の中の圧力変化等についてどういうふうに経緯したかということを確認したわけでございます。
　この様子は十ページの下の図にございますが、これは圧力を縦軸にとりまして、横軸に蒸気発生器の細管が破れた後の時間の経緯に従ってどんなふうに圧力が変わったかということを示しておりますが、これによりまして、これは実験装置でございますので、原子炉の中のいろんな部分について、温度であるとかあるいは圧力であるとか流量であるとかはかれますので、それによりまして、美浜事故がどういうふうに起こってどう経過したか、そしてどのように確実に安全性が確保されたかということを確認したわけでございます。
　次に十一ページ、シビアアクシデント時の原子炉挙動の研究でございます。このシビアアクシデントと申しますのは、普通の設計基準では考えられないような基準事象を大幅に超えまして炉心の重大な損傷に至るような事象というふうなものをシビアアクシデントと呼んでおります。
　こういう事象というのは、現在の日本で使っております原子力発電所では、工学的な見方からしますととても起こるとは考えられないものでありますけれども、しかしどういうことが起こるかということを確認しておくということは重要なことでありますので、そういう研究を行っているわけでございます。
　もう一つは、シビアアクシデントが起こったときのアクシデントマネージメントということでございますが、これはシビアアクシデントの拡大を防止する、あるいはその影響を緩和するための措置を研究するものでございまして、そこにございますように、この研究によりましてアクシデントマネージメントの有効性を評価する、あるいは原子炉の安全裕度を評価するということを行いまして、リスクの一層の低減、安全性の一層の向上に寄与しようということでございます。
　具体的な実験の例として一つ示しておりますのは、十二ページにございますように、これはそこの絵にございますが、直径が約四メーター、高さが約六メーターの鋼鉄製のタンクでございます。このタンクの中に冷却水を張ったタンクを置きまして、その上から原子炉の炉心が溶融したようなものを模擬するようなもの、ここの実験としては酸化鉄、アルミニウムというようなものを溶かしまして、その溶けたものを上からこの装置の真ん中の冷却水のところへ落としまして、そしてどういう現象が起こるか。水蒸気が発生し、かつその水蒸気が急激な圧力上昇を伴うような爆発的な反応を起こすか起こさないか、どういう場合にそれを起こすか、そういうようなことを研究しているわけでございます。
　以上、こういう研究を進めまして、この研究の結果はどのように利用されているかということでございますけれども、これは一つには、十三ページのところにございますように、安全性の審査指針であるとか、あるいは安全審査を具体的にされますときにこの研究の成果に基づきまして判断される資料を提供するということでございまして、現在までのところ、反応度事故に関する安全指針の策定であるとか、あるいは冷却材喪失事故のときに用いますＥＣＣＳの装置の指針の改定であるとか、その評価であるとか、そういうことに使われるということであります。また、試験によりまして実際に安全性が確保されることを確認するという実験の例といたしましては、先ほど申し上げました美浜二号機の事故の再現実験を行ってその確認をいたしました。
　あるいは、大型再冠水実証試験と申しますのは、これは原子炉の冷却水を通します大きな配管が突然に破断いたしまして、冷却水が原子炉の外へ出たようなとき、あとを冷やすためにもう一度そこに水を注入いたしまして、そして冷やすということを確認するわけでございますが、そういう大型の再冠水実証試験というのを行って、現在の設計の考え方が正しいということ、十分であるということを確認するという、そういう実験を行っております。
　さらにまた、こういう設計の計算法あるいは安全評価をするときの評価の計算法等の精度を向上させるということを目的にいたしまして、安全性の解析手法の整備等を、これは大型のコンピューターを使うわけでございますが、そういうコンピューターを使って行います計算コードの開発等を進めているわけでございまして、こういうことによりまして、原子力発電所の原子炉の安全性の確保を研究としてサポートするということをいたしております。
　おおよそ時間になりましたので、以上にさせていただきます。