山中伸介

○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。

○山中政府特別補佐人　今回、東京電力福島第一原子力発電所で見つかった一号機のペデスタルの損傷については、ＭＡＡＰでは取り扱っていない事象であるというふうに考えております。

○山中政府特別補佐人　格納容器下部に水が確保されていなかった東京電力福島第一原子力発電所一号機と、新規制基準により注水等の対策が取られた通常の原子力発電所とは前提が異なるため、そもそも比較することはできないと考えております。 　その上で、現在までの事故分析での知見を踏まえましても、格納容器下部等への注水による格納容器破損の防止のための対策とその有効性の評価については、科学的、技術的に見て依然として実効性があるものと考えております。 　一方、東京電力福島第一原子力発電所事故の原因究明については、今後とも継続して行い、調査、分析で得られた新しい知見については、規制基準への反映を検討してまいります。

○山中政府特別補佐人　お答えいたします。 　事故当日、私は、午後二時前に事故の実情を報告を受けました。規制委員会には、事故直後に連絡があったというふうに報告を受けております。 　現在、現地の検査官が中心となりまして、主に作業の品質管理の観点と放射線業務従事者に対する放射線安全の観点から検査を実施し、保安上の問題点の確認をしているところでございます。 　具体的には、当該事案の発生経緯、発生要因等を確認をいたしまして、作業に関わる品質管理が実施計画に定められたとおりに行われていたかを確認しているところでございます。 　また、作業員への放射線による影響については、現在、東京電力が行っている被曝線量評価の結果を規制委員会として確認する予定にしております。 　最終的に、実施計画違反の影響の程度や発生防止策の妥当性等については、この検査結果を受けて判断する予定であり、その判断に基づき、必要な

○山中政府特別補佐人　お答えいたします。 　日本原燃株式会社の再処理施設につきましては、令和四年十二月二十一日に第一回の設計及び工事の計画の認可を行っており、現在は令和四年十二月二十六日に申請がなされた第二回の設計及び工事の計画の認可申請の審査を規制委員会において行っているところでございます。 　この審査に関しましては、本年十月四日の規制委員会において、審査チームから再処理施設の入力地震動の算定や強度評価が必要な設備の類型化に関する整理などに時間を要しているとの報告を受けております。 　原子力規制委員会としては、引き続き厳正な審査を努めてまいります。

○山中政府特別補佐人　お答えいたします。 　昨年十二月に提出されました再処理施設に関する設計及び工事計画の認可に関する申請書において、誤記や落丁、古い設計情報の記載といった不備が確認をされました。これを受けまして、原子力規制委員会としましては、本年四月十四日、日本原燃の増田社長との意見交換を公開で行いました。

○山中政府特別補佐人　審査の終了時期についてはお答えをしかねますけれども、日本原燃の社長との意見交換の中でも、申請書の不備につきましては経営層のマネジメントの問題も一因であるということが考えられるので、社長が責任を持って対応すべきであるとの旨をお伝えをしたところでございます。 　原子力規制委員会としては、引き続き厳正な審査を努めてまいります。

○山中政府特別補佐人　お答えいたします。 　御指摘のとおり、日本原燃再処理施設におきましては、過去のアクティブ試験の影響等により、アクセスすることが困難な機器が存在することは以前より認識しております。これらの機器に対する使用前事業者検査を日本原燃がどのように実施するかについては、令和三年九月一日の原子力規制委員会において報告を受けております。 　その上で、日本原燃は、設計及び工事の計画の認可申請の対象設備のうち高放射線量などの理由によりアクセスが困難な機器は、強い放射線を遮蔽するために設けられた小部屋の内部にある二千二百五十一機器、その外にある二千二百九十六機器の合計四千五百四十七機器、また、使用済燃料受入れ貯蔵施設にある三百二十九機器としております。日本原燃は、これらの機器につきましては、過去の記録等により要求事項への適合性を判断することで使用前事業者検査が実施可能であるとしておりま