再処理工場冷却停止事故の根本原因を独自に指摘する！高レベル廃液冷却失敗の持つ意味再処理工場では、使用済み核燃料をせん断し、酸や溶媒でプルトニウムと燃え残りのウランを回収します。最終的に高レベル放射性廃液が発生し、ガラスと固めて地層処分する計画ですが、青森県六ケ所再処理工場ではこのガラス固化体製造工程に構造的欠陥があるためアクティブ試験（試験操業）時の高レベル放射性廃液が約247ｍ3（注）貯蔵されています。（注）毎日新聞2022年7月3日記事による 再処理工場の過酷事故は、この高レベル放射性廃液の沸騰、蒸発乾固だとされています。廃液は放射能の熱を持つため、常に冷やし続けなければいけないのですが、冷却に失敗すると沸騰して高濃度のガスとなり、外部放出されるおそれがあります。また、蒸発乾固の過程で貯槽が爆発破裂する事故をIAEA（国際原子力機関）は想定しています。 実際、1957年9月に旧ソ連の軍事用マヤーク再処理施設で高レベル廃液貯槽が爆発する事故が起こり、「ウラルの核惨事」と呼ばれる甚大な被害が生じました。 この最も恐ろしい高レベル廃液の冷却失敗という事故が、7月2日に六ヶ所再処理工場で起こったのです。 事故の概要2022年7月2日18時50分ごろ、中央制御室の当直員が安全冷却水Ｂ系列の流量が低下していることを確認しました。４時間ごとに流量、温度を確認することになっていたため、流量低下が15時31分頃から始まった直後に確認できず、貯槽の温度上昇がわずかであったため、本格的な原因調査は次回22時の定刻確認まで先送りされました。22時の確認で供給液槽B（上の図１の赤丸）の温度上昇が認められたため調べたところ、23時43分になって冷却水Ｂ系列供給ラインにある仕切弁（図２の黒い弁）が閉まっていることが現場確認され、その１分後に弁を開けています。冷却水Ａ系列は安全対策工事で止まっていました。  許可審査では、使用済燃料の冷却期間を15年として、冷却機能の喪失から廃液が沸騰に至るまでの時間を 24 時間と評価されていました。今回、約8時間冷却が止まっていたのですから、いかに深刻な事故かが分かります。 幸い、事故時に供給液槽Bに貯まっていた2.6ｍ3の高レベル廃液は、評価に用いたものより発熱量が低く、温度上昇は通常の25℃前後から32℃の7℃程度で済みました。日本原燃は、7月19日の報告書で事故時の廃液の場合の沸騰までの時間は約43時間とし、9月5日になって最大約56℃になるものの沸騰はしないと補正しています。しかし、9月5日補正の計算条件を確認すると冷却コイルを用いて1系統の冷却水で冷却する前提になっており、私はごまかしのように感じました。 たまたま条件が良かったことで事故を過小評価することはできません。 日本原燃が示す事故原因と対策Ａ系列の工事で溶接作業を準備する中で配管から空気の流出を確認したため、作業員が一人で弁を閉めに行き、Ａ系列の弁と誤ってB系列の仕切弁を閉めたとされています。このため、安全冷却水系を１系列で運転する場合は流量等の確認の頻度を通常の４時間毎から１時間毎に強化することや、一人作業の禁止などとともに弁の施錠管理や弁番号の拡大表示、弁の「開/閉」状態表示などが対策として報告書に取りまとめられています。 報告書には対策前後の写真が添付されていますが、呆れてしまいます。私は、環境行政の仕事で多くの工場に立入検査をしてきましたが、「常時開」とか「常時閉」とかいう目立つ標識は見慣れたもので、そんな当たり前のことすらできていなかったのかという驚きです。日本原燃の設備管理のレベルはその程度でしかなく、そのような会社に再処理事業などやらせるわけにはいきません。 事故の根本原因事故報告書では最後に「根本原因分析（ＲＣＡ）を実施する。」と書かれています。上記のようなおざなりの分析では事故の再発の危険性があり、しっかりとした分析が行われるか監視しなければなりません。私は、事故の根本原因の一つは、安全冷却水系を１系列で運転することが認められていることにあると考えます。図２の赤いラインで示されているＡ系列の冷却水を止めるのであれば、供給液槽Bを空にしておけば事故は起こりえなかったのです。 実際、報告書14ページには「同一性状の廃液を保有する高レベル廃液混合槽の空容量があったこと、廃液移送に必要な設備が使用可能であったこと等から（中略）高レベル廃液混合槽への廃液移送（中略）を行うことが可能であった」であったと書かれています。この記述は、温度上昇が大きくなった場合にも対応可能であったと述べているところですが、工事でＡ系列の冷却水を止める前からそうすべきであったのです。 さらにいえば2013年を最後にガラス固化体製造は行われておらず、当面動かす予定のないガラス溶融炉への供給のための槽に漫然と廃液を貯蔵し続けてきた問題も指摘できます。仮にガラス固化作業を再開する場合も、供給液槽に貯留されていた廃液が貯槽から送られてくる廃液と性状が異なって作業を困難にすることも容易に想定されます。容量の大きな貯槽に戻して集中管理する方が安全であることは間違いありません。 重要な安全系は複数動作できる必要があるというのは原発でも同様です。2020年4月10日、美浜3号でディーゼル発電機1基への冷却水の供給ができなくなってこの発電機を動かすことができない状態になりました。（関電発表）2基動作可能が求められている保安規定に違反することから、運転上の制限の逸脱(*)が宣言され、約30分後に早期復旧が図られました。この対応に比べると、今後も安全冷却水系を１系列で運転することを前提に、流量等の確認の頻度を改善対策としていることは大きな問題です。安全の基本原則を理解していない日本原燃に再処理をする資格はありません。 *保安規定の運転上の制限の逸脱 運転上の制限とは、安全機能を確保するため、予備も含めて動作可能な機器（ポンプ等）の必要台数や、原子炉の状態毎に遵守すべき温度や圧力の制限が定められているものであり、これを満足しない状態が発生すると、事業者は運転上の制限からの逸脱を宣言し、予め定められた時間内に修理等を行うことが必要となる。 また、2022年8月5日に36団体で日本原燃に提出した抗議・質問状でも指摘されていますが、流量計の設置個所に問題があります。図２で〇にFと書かれているのが流量計ですが、緑の線で伸びている複数の貯槽への合計流量を測る所に設置されています。このため供給液槽Bへの流量がゼロになって流量が減少しても、どこに問題があるのか把握することができませんでした。 本来は、図２の緑の線、各貯槽の配管ごとに流量計が設置され、アラームが設定されていなければならないのです。各貯槽ごとになぜ流量計を設置しないできたのかも訊いた質問状に対し、日本原燃は「裁判に係る原告や関係者が含まれており、答えられない」と回答しているそうです。 事故を過小評価したい？規制委員会事故発生から４日後、まだ日本原燃から調査報告書が出されていない7月6日の定例記者会見で、更田原子力委員会委員長は「廃液の貯槽はそれこそ冷却が1週間単位で停止しても危険な状態に至るというものではないので、リスクという観点からすると、大きなものではないとは思っています」「冷却系統が数時間停止したことをもって、法令報告とすべきかどうかというのは、議論の余地があるところだというふうには思っています。」と述べ、重大事故という認識を示しませんでした。また「誤操作を防ぐためには、複数ある系統が間違えないように、発電所でいえば色を塗り替えたりとかですね。それから、バルブに札をぶら下げてA系、B系と分かりやすくしたりとかということはあるんですけども、（中略）そこら辺の対応というのは、それほど厳しくなされていなかったということなんだろうというふうに思います。」とも述べています。 現場を監視して、日本原燃を指導する立場であることを忘れているのでしょうか。 結局、規制委員会は、10月19日の定例会で、日本原燃による原因の推定と１系列だけの安全冷却系で運転する場合に監視を強化するといった再発防止対策を妥当と評価してしまいました。事故の本質を隠ぺいし、過小評価する規制委員会と断じざるを得ません。 竣工の２６回目の延期日本原燃再処理工場は、新規制基準には合格しているものの、設工認と保安規定の審査のめどが立たず、9月末とされていた竣工を延期することを9月7日に青森県などに伝えました。延期は26回目。今回は延期後の目標時期を明示できない異常な事態で、日本原燃の管理能力や技術レベルに起因しているから深刻です。規制委員会が、保安規定の審査で安全冷却水系を１系列で運転することを是とすることがないよう監視もしなければなりません。 |