原子力規制委員会委員長

○山中政府特別補佐人　お答えいたします。 　原子力規制委員会としては、審査の透明性を確保する観点から、公開の会合で審査を行うことが大前提であるというふうに考えております。 　その上で、できる限り審査に手戻りがないように、事業者の対応方針を確認するための審査会合をできるだけ頻度高く開催をする、審査チームからの指摘が事業者に正確に理解されていることを確認する場を設けて、必要に応じて文書化を行うといった改善を進めることで、事業者の要望に応えられていると考えております。 　引き続き、審査プロセスの改善を継続的に行い、公開の会合の場で、審査に関する論点等について、事業者とコミュニケーションを図りつつ、厳正に審査を進めてまいりたいと考えております。

○山中政府特別補佐人　お答えいたします。 　委員が御指摘いただきました原子力安全の不完全性を、原子力規制委員会では欠けという呼び方で呼んでおります。 　御指摘いただいた欠けへの対応のための意見交換につきましては、原子力安全に絶対はなく、欠けがあるという認識の下、事業者と規制当局が意見交換を行って、それぞれが行っている欠けを探す活動に刺激を与えることなどを目的とした議論を行おうというものでございます。 　この意見交換は、完全に欠けがないかを通常より視野を広げて指摘し合う場とすることを考えております。何らかのリスクの有無について合意形成をする場ではないと考えています。 　また、この欠けを含めて潜在的なリスクの見逃しがないかどうか公開の場で意見交換を行ったり、重要な意思決定の際にはパブリックコメントを通じて科学的、技術的な意見を広くいただくなど、様々な活動を通じて、残されたリスクの低減に

○山中政府特別補佐人　欠けに関する意見交換といいますのは、現在、事業者と規制当局がそれぞれ行っている欠けを探す活動に関してお互いに刺激を与えるなどを目的として、両者の参加が基本となることを考えておりますが、御指摘いただいたように、規制者、被規制者の関係を離れた原子力技術者同士の対等な意見交換の場としたいと考えており、第三者が参加する仕組みについても議論を進めているところでございます。 　いずれにいたしましても、実りのある意見交換ができるよう、その運営については引き続き検討していきたいというふうに考えております。

○山中政府特別補佐人　お答えいたします。 　東京電力福島第一原子力発電所一号機の建設時のペデスタルの全高は約九メーター、ペデスタルの内壁の全周は約十六メーター、外壁の全周は約二十三メーター、厚さは約一・二メーターであると認識しております。

○山中政府特別補佐人　お答えいたします。 　東京電力が実施をいたしました一号機格納容器内部調査により観察されましたペデスタル内部の状況から、内壁におけるコンクリートの喪失は、全周約十六メーター、喪失高さは約一メーター、喪失の奥行きはインナースカートまでの約〇・六メーターと考えられます。 　ペデスタルの底面については、内部調査により観察された範囲においては堆積物で覆われているため、現時点では、侵食等も含めて、その状況は確認できておりません。

○山中政府特別補佐人　お答えいたします。 　ペデスタル外壁については、東京電力の内部調査で観察された範囲が限定されているため、全容は不明ですけれども、観察された開口部付近においては、露出している鉄筋の本数から、建設時の開口部から左右に計約六十度にわたって、高さ一メーター、奥行きはインナースカートまで約〇・六メーター、コンクリートが喪失していると考えられます。長さにいたしますと、喪失部は約三・九メーターと考えられます。

○山中政府特別補佐人　お答えいたします。 　原子力規制委員会では、東京電力福島第一原子力発電所事故の調査、分析に継続して取り組むため、委員や職員を始め外部有識者やＪＡＥＡから成る事故調査分析検討会を設置しております。 　この検討会では、コンクリート喪失の事象進展について、溶融炉心・コンクリート相互作用、いわゆるＭＣＣＩの可能性も含めて検討してきたところですけれども、現時点までの調査では、ＭＣＣＩに伴い溶融すると理解されてきた金属部は残存し、コンクリートのみが喪失するという現象が観察されていることから、限られた情報を用いて現時点で確からしい推定をすることは困難であるというふうに考えております。 　そのため、原子力規制委員会では、模擬コンクリートを用いた加熱破損実験等による分析を進め、原因解明に向けて取り組んでいるところでございます。

○山中政府特別補佐人　御指摘いただきました各原子力発電所の原子炉格納容器下部のコンクリートの侵食量は、新規制基準適合性審査において、格納容器破損防止対策の有効性評価の解析結果として確認したものでございます。 　この有効性評価は、新規制基準に基づき整備される格納容器代替スプレーや代替注水系による注水などにより、格納容器下部に一定の水位が確保されていることを前提として、重大事故等対策が有効なことを確認しているものでございます。 　一方、原子力規制委員会の事故分析検討会では、東京電力福島第一原子力発電所一号機のペデスタルには、事故当初、ほとんど水が存在しなかったと推定しております。 　このため、両者の前提は全く異なっており、新規制基準に基づく重大事故等対策が講じられたプラントと東京電力福島第一原子力発電所一号機のペデスタルの状況とは直接比較できるものではないと考えております。

○山中政府特別補佐人　お答えいたします。 　溶融炉心・コンクリート相互作用への対策の有効性評価においては、溶融炉心の広がり方や熱の伝達の仕方の不確かさを考慮して、コンクリートの侵食に対してより厳しくなるケースがないか、事業者が感度解析を行っており、審査の中で確認をしております。 　どのような感度解析を行うかは、個々の原子炉施設のペデスタルの形状あるいは注水条件の違いによって異なりますけれども、例えば、中国電力島根原子力発電所二号炉の審査においては、溶融炉心がペデスタル底面に均一に広がることを基本ケースとしつつ、溶融炉心がペデスタル壁面近くに偏って円柱状に堆積した場合の解析も併せて行っております。 　なお、このように溶融炉心がペデスタルの壁面近くに偏って堆積するケースでは、溶融炉心と水が直接接触する面積が大きくなって、溶融炉心からの熱が水に伝わりやすくなり、床面等のコンクリートの侵食量

○山中政府特別補佐人　お答えいたします。 　原子力規制委員会の事故分析検討会では、東京電力が実施いたしましたペデスタル損傷部の調査に基づいて、コンクリートのみが鉄筋より剥離するメカニズムについて検討を進めています。その原因の一つとして、コンクリート内部の水分が外部からの高温に加熱され爆裂する現象についても着目しております。 　そのため、模擬コンクリートを使った加熱破損実験で、それらが起きた可能性について確認を進める計画にしておるところでございます。