六ケ所再処理工場の本体設備の工事は、1998年度末で進捗率13％であったのに、1999年度末37％、2000年度末64％、2001年度末85％、2002年度末が93％と、2003年度末が95％と、急ピッチで進んできました。2007年10月末段階で99％の進捗率とされています。
設備に水を流して行う通水作動試験が2001年４月から、化学薬品を流して行う化学試験が2002年11月から実施され、2004年１２月からはウランを用いたウラン試験が行われました。
さらに2006年３月からは実際に使用済み燃料を用いたアクティブ試験も強行されています。
アクティブ試験では、実際に使用済み燃料を約1710体も再処理するため、試験とはいえ操業開始と変わりはありません。環境への放射能放出も始まりました。
また、本体設備が工事中であるにもかかわらず、実質的な中間貯蔵施設として運用されていることは、ご存知のとおりです。受け入れ・貯蔵施設（貯蔵能力3000トン）には、2007年11月末までに既に10262体（約2365トン）の使用済み燃料が受け入れられています。
受入れ・貯蔵施設である使用済み燃料プールからの水が２００１年 7月から漏れ出し、欠陥工事が明らかになりました。
プールは、コンクリートの壁の内側に溶接でつなぎ合わせたステンレス板を張った構造で、ステンレス板とコンクリートの間に漏水検出装置が設けられています。
３つあるプールのうち、最初に加圧水型炉からの燃料を貯蔵しているプールの検出装置で、２００１年７月から１秒間に２滴程度の水が確認されました。
ところが、日本原燃は、「プール水の漏えいではなく、プール内張りとコンクリートの間隙などに生じる結露水などによる影響と判断しておりました。」と放置しつづけ、２００１年末の仕事納めの日になってようやく発表したのです。
また、水漏れが始まったとされる２００１年７月１０日を始め、何度か検出装置が警報を発していたことも、隠されていました。
さらに、出水から発表までの期間中に原子力安全・保安院の保安検査や年１回の定期検査が行われ、「問題となるような事項は認められなかった」とされており、保安院に検査をする能力の無いことが、今回の事故からも明らかなりました。
ところが、驚くべきことに、日本原燃は「３つに区画に切られているプールの水漏れした区画には入れないから受け入れに支障は無い。」といって、2002年中に９回も使用済み燃料を受け入れ続けました。
日本原燃は、2002年１１月１５日、プール底面で、建設時にステンレスを継ぎ足して溶接する不良工事があったと発表しました。底面のステンレス板と埋込金属の溶接部で、長さ約３．５メートルにわたって継ぎ足しが確認されました。建設時の基準では、溶接部の幅は４〜１０ミリと定められていますが、問題の溶接部は１０ミリ以上の幅があったため、溶接業者がステンレスを最大で約５ミリ継ぎ足して、すき間を埋めていました。さらにその際の溶接が表面だけという欠陥であったため、貫通穴があいたようです。
再処理工場に３つあるプールは、すべてこの業者が溶接を行っており、ほかのプールにも不正工事がないか調べたところ、やっぱりありました。燃料仮置きピットの壁面で、本来、工場で加工済みのステンレス板を溶接するだけのはずが、実際は工事現場で加工済みの板をさらに切断するなどしたと話していたそうです。
さすがの日本原燃も使用済み燃料の受け入れを一時中止し、点検を他の箇所でも行いました。
2003年２月７日に２ヶ所目（受け入れプールの燃料送り出しピット）、４月１９日には３か所目（燃料移送水路）の水漏れが始まりました。
そしてさらに５月２０日、日本原燃は、水がまだ張られていない「燃料送り出しピット斜路」に直径０．２５ミリ程度の穴が二つ開いていたと発表しました。４つ目、５つ目の穴になります。
使用済み燃料受け入れ貯蔵施設では、水漏れを起こした箇所と同じ構造の溶接線全長約１３ｋｍ、再処理施設本体でも約９ｋｍが点検されました。
最終的に、使用済み燃料プールの点検では２２９ヶ所、再処理工場本体では５６ヶ所で計画外溶接が確認され、貫通穴などと合わせて２９１ヶ所が不良であることがわかりました。
不正溶接されたプールのライニングについては切り取って張り替える工事が行われました。
しかし、その後も漏水は発生しています。２００５年６月８日には、使用済み燃料受入れプールの一部であるＢＰ取り扱いピットから水漏れが発生しました。このピットでは、不良溶接箇所に、２００４年１２月から２００５年６月にかけて行われたＢＰ切断装置の取り換え工事で荷重がかかり穴が開いたと推定されています。改良工事が十分でなかったことになります。
日本原燃は、今後は１時間あたり１０リットルの漏洩量を管理目標とすると発表し、ライニングの少々の水漏れは放置する姿勢を示しました。
問題は溶接だけではありません。2003年３月１１日、化学試験が行われている再処理工場本体の配管接合部から硝酸が漏れる事故が発生しました。この原因を調べた結果、本来60％濃度の硝酸に耐える強耐酸性パッキンを使わなければならないのに、弱耐酸性パッキンが使われていることがわかりました。約２３０００ヶ所を点検した結果、２７５ヶ所で規格外のパッキンが使われていたことも判明しました。
さらに、溶接で不正工事をした業者従業員の内部告発で、建設当時、使用済み燃料貯蔵施設の１６ヶ所でコンクリート壁に取り付ける金具の位置が設計とずれていたため６ヶ所について部品を切断後、再び溶接でつなぎ直したことが判明。
さすがの原子力安全・保安院も、2003年６月２４日、日本原燃に対し「品質保証体制に問題があった」として、点検と報告を指示しました。
その後、日本原燃から９月に点検計画が示され、2003年11月14日に原子力安全・保安院から修正の指示、12月10日に修正計画が示されるという経過をたどりました。
この計画に基づき483280枚の記録点検、17719枚の現品点検を行った結果、早くも12月22日に報告書が出され、143枚は健全性が確認できなかったとされています。この143枚は、後打ち金属への変更などの補修が、2004年1月24日までに行われています。
これらを受けて、2004年１月29日に使用済み燃料受入れプールの使用再開を認める国の検査合格証が出されました。また、日本原燃は「品質保証体制点検結果報告書」を２月13日に取りまとめ、６月３日に使用済み燃料の受け入れが再開されました。
2004年６月９日に、今度は臨界防止のためのコンピュータのソフトウエアに欠陥があることが判明しました。安全システムの中枢であるにもかかわらず、劣化ウランを用いるウラン試験では臨界にならないとして、欠陥をそのままにして、作業が継続されました。
2004年2月10日の再処理裁判で原告側は、国の安全審査の際のメモを入手し、証拠として提出しました。
再処理工場の防護設計は、施設に戦闘機が衝突する最の速度を毎秒150mと想定しています。しかし国の安全審査に提出された審査メモでは、毎秒340mの速度で衝突する可能性もあると記されており、事故による衝撃を意図的に過小評価していたことが明らかになりました。
メモには、毎秒340mを採用した場合の問題点として、「建屋の設計変更が必要となりコジェマ社との調整に２年以上の期間がかかる」「（ウラン濃縮施設の安全審査で）衝突速度条件を150m／ｓと説明してきた過去の経緯から、防護設計の基本的な条件である衝突速度条件を他の数値に変更することは、ＰＡ上、大きな社会問題となり、立地点としての適合性がクローズアップしてくる」などと書かれています。安全審査を白紙撤回すべきです。
ウラン試験では、劣化ウランで製造した模擬ウラン燃料集合体107本や劣化ウランの溶液 （劣化ウラン計53トン）を用い、燃料せん断からウラン粉末製造まで一連の工程に不具合がないかなど、実際に工場内の設備の中を通し、機器が設計通りに動くか約300項目にわたる試験が行われました。
青森県は、2004年７月12日に県議会全員協議会を招集し、ウラン試験のための安全協定素案の議論を始めました。その後、美浜原発での配管破断事故が発生。８月25日の全員協議会では、この事故による原子力行政への不信感を訴える声も続出しました。そのため、10月７日の全員協議会では関電の藤社長を招き、美浜事故の集中審議が行われました。
このように安全協定案以外の問題に議論が費やされたにもかかわらず、県議会で多数を占める自民党と公明・健政会、新政会の３会派は、その翌日、「全協を３回も開いたし、議論は尽くされたと思う。」などとして、安全協定締結を了承し、知事に早期締結の申し入れを行いました。
2004年11月12日に行われた原子力長期計画見直し作業の中間とりまとめを受けて、青森県知事と官房長官、文部科学大臣、経済産業大臣、科学技術政策担当大臣、原子力委員長、電気事業連合会長らで構成する「核燃料サイクル協議会」が11月15日に開かれ、県知事が再処理路線の維持を政府に確認しました。
これを受けて、ウラン試験の前提となる県・六ケ所村と日本原燃の安全協定が、11月22日に締結されました。
日本原燃は、2004年12月21日、ウラン試験を開始し、再処理工場自体が放射能で汚染されてしまいました。
海外からの返還高レベルガラス固化体を貯蔵する建屋の増設に関する審査をしていた原子力安全・保安院がクロスチャックを原子力安全基盤機構に委託するなかで、ガラス固化体の冷却能力に設計ミスがあることが明らかになり、保安院は、2005年1月14日、日本原燃に「高レベルガラス固化体貯蔵建屋」の安全解析のやり直しを指示しました。同じ設計の施設が再処理工場にも「ガラス固化建屋」「第1ガラス固化体貯蔵建屋東棟」「同西棟」の３棟あり、「ガラス固化建屋」「東棟」は建設をほぼ終了しています。
設計ミスのため貯蔵するガラス固化体の中心温度が５００℃を超え、ガラスにひびが入ったり軟らかくなって、閉じ込めておくべき放射能が漏れだす危険性がありました。
日本原燃は「元請会社のミス」と主張しましたが、設計ミスが明らかになった４建屋はいずれも国の安全審査で許可を得ていました。原子力安全・保安院にも、原子力安全委員会にも、問題を見つける能力がなかったことになります。原子力安全・保安院の古西真・核燃料サイクル規制課長は「再処理工場については、抜き取りでチェックする対象が多く、臨界や火災・爆発にチェックを傾注した。すべてについて、人員を割きチェックすることは出来ない」と、点検体制に限界があることを「六ヶ所再処理施設総点検に関する検討会」で明らかにしています。
改造工事は、当初、ガラス固化体中心温度５００℃以下、コンクリート温度６５℃以下を目標に計画されました。ところが、２箇所のコンクリートが６５℃を越えることが分かり、日本原燃は基準に「局部９０℃以下」を適用するという補正申請を行いました。明らかな拡大解釈ですが原子力安全・保安院も認めてしまい、改造工事は2005年12月27日に終了しました。その後、ウラン試験の最終段階の総合確認試験が実施されました。