ＡとＢの両方を見ると、事故を起こした方はＡですね、それから健全な方がＢ、このＢは出口の高温側と入り口の低温側の資料を求めて見ると、二十度とかあるいは場合によっては三十度あるいは十五度というようにかなりな温度の差があるわけですね。ということは、水の自然循環によって冷却効果がずっと出ているということ。ところが、この事故を起こしたＡ側は二、三度とか数度の差にすぎないということは、水がとまって動いてない、多少は動いたでしょうが、流れがほとんど冷却効果がないということですね。
 そういう中でＡ側は沸騰点にもう一度というところまで近づいた、何か押し上げた力ですね。それは今加圧器の方からと言われるが、水がずっととまっているというような状況の中で、余り流れがないという中で、どんと加圧器の方に水がいっぱいあって、その圧力があるならこっちへまた来るだろうけれども、水位ではゼロだけれども、しかし、中をのぞけばおわんの底の方にたまっているという、それがこの温度を有効に引き上げるようにはちょっと理解しがたいのです。むしろ炉心の方に余熱や崩壊熱によって一部のところに、Ａの方は水の循環がとまっているわけだから冷却効果はない、Ｂの方は余熱や崩壊熱があってもそれを冷却していく、しかし、Ａの方はそれができずにより熱い熱源があってそれが突き上げて山場をつくったという、こういう見方は全然ないのかどうか、いかがですか。
御説明申し上げます。
 加圧器水位がゼロの状態になりましても、細いパイプ以外に若干、下の方に、おわん型でまだ加圧器の水が残っている部分もございます。それからこのＡループの方につきましては、若干これは一次冷却水が滞留していることもございます。そうしますと、加圧器の方から吸い込まれた熱い水がそこで滞留している可能性もあるのではないかなということも一つ考えられます。
 また一方、健全側のＳＧでございますＢループの方につきましては、こういう山が実際のデータにおきましても出ておりません。したがいまして、ＡのＳＧの高温側の温度をもちまして、確かに飽和温度に近づいてはおるのですけれども、Ｂの方が飽和温度よりも相当下の程度を推移しておりまして、これは十分冷却状態にあったというふうに思っております。
 なお、なぜＡの方だけがこういうふうになっているのかというのは、調査特別委員会等も含めまして現象を追求していきたいとは思っておりますが、私ども現在での考え方は以上のとおりでございます。
前にもちょっとこの論議をしたのだけれども、加圧器の方から熱い水が返ってきてこの温度が上がったのではないか、こういう推測ですね。だけれども、加圧器はこの初期の段階で水が抜けて水位はゼロになって、そして四十三分間回復してない。その間、加圧器の上のところにはもう熱い水がないということ、それから上の方のヒーターも一時四十分かなんか、時間をちょっとはっきり覚えてないのですが、ヒーターを切っているのですね。だから上に熱源はないし、それから満杯であった熱い三百度の湯はもう外へ出てしまった。水位は四十分回復していない。だけれどもこういう形ですから細いところに残っておったのはあるでしょう。しかしそれが逆戻りをして、そしてその温度を押し上げるというそれだけの加圧器の熱量があるのかどうか。これはこの前も大分論議をしたところですが、なお依然として疑問ですが、そこらはどうなんですか。念のためにもう一度伺いたい。
御説明いたします。
 私どもが提出いたしました資料、ちょっとどれか今推測がつきかねますが、二通りございまして、一つは、当初いろいろなチャート類からつくりましたいわゆる生データというのがございます。これの結果によりますと、確かに十三時五十三、四分あたりに一回、Ａループの高温側の温度が若干上がっております。これが飽和温度に近づいている。それから十四時前後で二回ほどピークが出ておりまして、これがまた飽和温度に近づいている。このことをおっしゃっていることだと思います。
 それからもう一つ、私どもで提出させていただきましたこの飽和温度とその他の高温側のＡループあるいはＢループの温度の関係でございます。これはシミュレーションによりまして計算上出しました結果でございます。
 それで、なぜこういう山があらわれているかということにつきましては、現在私ども事務レベル、あるいは今後調査特別委員会でもこの現象についていろいろ説明できるように検討したいと考えておりますが、極めて個人的ながら、恐らく加圧器の方からこの段階で、これは数十度通常の一次冷却材の温度よりも高目にヒーターで加熱してございますので、これが吸い出されますとこういう現象が起き得るのかなというふうには考えております。一方、計算で出しましたものは、ここまで精密にシミュレーションできないものですから、この山がちょっと出てないというようなことではないかと考えております。
お答えいたします。
 まず最初に、委託者と保管者の防護上の責任関係についてのお尋ねでございますけれども、特定核燃料物質の防護のための措置を実効あらしめるためには、やはり実際に特定核燃料物質を取り扱っている人、その者に対して防護措置を義務づけることが有効であると考えられます。かかる観点から、今回の法改正におきましては、特定核燃料物質の保管を委託するような場合には、第六十条で、保管を委託され、実際に保管行為を行うそういった保管者に対して防護措置の義務づけを行うということにしたものでございます。 したがいまして、原子炉等規制法に基づく防護措置の実施にかかわる責任は、保管者の方に持ってきたということでございます。
 それから第二の御質問でございますが、第六十条の冒頭から「使用者」が削除されているのはなぜかとのお尋ねでございます。
 現行原子炉等規制法におきましては、核燃料物質を保管するに当たっては、使用者及び保管者は第六十条において同一の保管の基準に従うべき旨定められております。しかしながら、今回核物質防護のための措置を保管者及び使用者に義務づけるに当たりましては、保管者には、使用者と異なっておりますので核物質防護規定の認可及び核物質防護管理者の選任を義務づける必要がない。 すなわち、使用者にはこういう義務づけを行いますけれども、保管者にはそこまでは義務づけない。防護規定の認可でございますとか管理者の選任、こういったものは使用者には義務づけますが、保管者には義務づけない、そういう整理をいたしてございますので、規制の体系上の相違が両者の間では新たに生ずることとなったわけでございます。したがいまして、この使用者の保管の基準を第六十条から分離いたしまして、第五十七条に使用者の使用の基準とあわせて規定をするということにいたしたわけでございます。このように、この改正は単なる条文上の整理を行ったものでございまして、従来の使用者の保管の基準に何ら変更を加えるものではございません。