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日本消費者連盟関西グループ発行「草の根だより」2007年12月号掲載記事に加筆
最終更新2017年10月1日

六ヶ所再処理工場の操業はあり得ない!

試験運転のこれまで 2008年

多くの反対の声を押し切って2006年3月末から進められている六ヶ所再処理工場の最終段階の試運転(アクティブ試験)では、第1ステップから第3ステップまでの間に計552体、約160tUの使用済み燃料が処理されました。
第3ステップ終了直前の2007年4月に使用済み燃料受け入れ・貯蔵施設にある2機種計5台の装置に耐震計算ミスがあり、その後ミスに気付きながら11年間にわたり隠蔽されていたことが発覚、改修工事が行われました。
2007年8月31日から始まった第4ステップでも予定されていた236体、約110tUのせん断が11月8日までに行われました。

第4ステップでは初めてのガラス固化体製造試験が2007年11月5日から開始されました。当初、第4ステップは2007年11月中に終了する予定でしたが、事故・トラブルが相次いだため、2系統あるガラス固化体製造ラインのうちB系統の性能確認を第5ステップに先送りにする計画変更が行なわれました。

A系統でのガラス固化体製造では、溶融炉の温度が一定せず、炉の底に金属(白金族)が固着してしまいました。このため炉内の溶液を抜き取って点検を行うと、2007年12月28日に発表されました。それにもかかわらず、日本原燃は2008年2月14日に第5ステップ入りを宣言しました。

3月下旬までかかって炉内に溜まった残留物を掻きだしましたが、再発防止策は簡単ではありません。さすがに保安院も原燃にガラス固化製造試験再開の前提として、溶融炉の具体的な運転方法などを提出するよう指示しました。

この時までに製造されたガラス固化体60本のうち、1本は充填不足、2本はガラスが盛り上がった状態でふた溶接がすぐにはできず、6月19、20日にガラスを押し込むなどして、ようやくふたができたとのこと。また、すぐにふたができた57本の中にも、溶融したガラスの温度が不安定であったため、必要とされる1100度以下の温度で作られたものが多数あります。仕様を満たしたものでさえ疑問があるのですから、これらの欠陥ガラス固化体が地層処分に耐えられる保障はありません。この問題については、こちら

日本原燃は、保安院から求められた報告書をようやく2008年6月11日に提出しました。再処理過程とは別につくった廃液を混ぜて調整するという対策で、多くの問題点を持つものですが、保安院は6月30日に試験再開のお墨付きを与えました。試験は7月2日に再開されましたが、なんと万全を期したはずの1本目で、容器への注ぎ口となる流下ノズルが十分に加熱できず、溶融ガラスが流れなくなるトラブルが発生しました。

この原因は、流下ノズルの加熱コイルに付着物がついていたためとする報告書を、日本原燃は10月8日に提出。原子力安全・保安院は、審議会に諮ることもなく、その日のうちに運転再開を認め、ガラス固化体の製造が10月10日に再開されました。

ところが、案の定、ガラス固化体製造はうまくいきませんでした。運転再開後、溶融炉の底に白金族が堆積したことを示す指標が高くなり、2度の洗浄運転を行ないました。それでも改善せずに10月30日から溶融炉の底を棒でかき回そうとしたところ、棒を入れる窓が開かないというおそまつさ。11月15日に窓を遠隔操作で取り替えて、ようやく棒による攪拌作業が行なわれました。ところが、今度はその棒が11月23日に抜けなくなり、モニターカメラで確認したところほぼ90度に曲がっていることが判明しました。12月24日には、無理に引き抜こうとした際に傷つけたのか溶融炉の耐火レンガ約6キロが割れて脱落していることも明らかになりました。内部に残っているガラスを抜き出して総点検する必要があります。

また、使用済み燃料を裁断した後に「さや管」などの不溶解残渣を取り除く装置からは白金族などを多く含んだ不溶解残渣廃液が発生しますが、10月24日に初めてこの廃液を混ぜた試験が行なわれたことも明らかになりました。それまでは、いわば薄い廃液だけで都合のいいデータを出そうとしていたのです。本来の運転条件となった10月24日の直後に停止に追い込まれており、白金族が堆積するというガラス固化技術の根本的な欠陥は明らかです。

日本原燃社長は11月25日に、記者会見で再処理工場の完工時期を2009年2月に延期すると発表しましたが、その際には棒が抜けなくなっている事実を隠蔽していました。

2009年の状況 たび重なる高レベル廃液漏れ

2009年1月22日に、炉の補修のため取り外した配管から高レベル廃液が漏れていることが発覚しました。配管の末端をふさいでいるフランジと呼ばれる円盤状の部品を締めなおすと漏れは止まったそうですが、149リットルも漏れていました。2月2日に再び廃液が滴っているのが監視カメラで確認され、対策が十分でなかったことも明らかになりました。

汚染した配管や電源装置を水で洗う作業を、9月12日夜に約半年ぶりに再開したところ、1日も経たない13日午後6時ごろ、遠隔操作用機具「パワーマニピュレーター」の位置異常や制御異常を示す警報が出たため、中断。結局、約1カ月前に部品の一部を新品に交換したばかりの「パワーマニピュレーター」を、内部ケーブルが損傷した可能性があると判断して、交換することになりました。

さらに、10月21日には、「パワーマニピュレーター」についていたチェーンを、取り外した高レベル配管の栓(フランジ)部分に接触させる人為ミスを犯し、配管から高レベル廃液約20ミリリットルが漏れる事故も起きました。
原燃は、「2月に配管内を洗浄して乾いた状態にした」としていましたが、2系統ある配管のもう一方にも数百ミリリットルの液体がたまっていました。漏えいした液体からは81億ベクレルの放射能が、2系統ある配管内の液体からはそれぞれ300億ベクレル、110億ベクレルの放射能が検出されました。
一度乾燥させた配管に高レベル廃液がたまった理由は不明です。

11月9日には、核燃料サイクル施設で、原子炉等規制法に基づく4件の保安規定違反が、8〜9月にかけて原子力安全・保安院が行った2009年度第2四半期の保安検査で見つかったと発表されています。ガラス固化建屋で、低レベル廃液を分離建屋に移す時、マニュアルに定める当直長への連絡を怠ったなどの違反です。日本原燃は、2009年4月にも高レベル放射性廃液の漏えいトラブルで、漏えい検知後の対応の遅れや作業計画を作成していないなど5件の保安規定違反を指摘され、スケジュールの遅れが社員の焦り、重圧になっていたことが要因の一つとする報告書を提出したばかりです。

不適正な事例は他にもたくさんあります。 使用済み燃料受け入れ・貯蔵施設の通路などに、ビニール袋に入れられた大量の低レベル放射性廃棄物が、鉄製のかごで仮置きされていることも発覚しています。 仮置きされている廃棄物は、作業で汚染した作業着や紙、ゴム手袋などで、ドラム缶8100本分。9月7日に「問題だという意識がなく、経営層まで情報が共有されていなかった」ことなどが原因とする報告書を、日本原燃は原子力安全・保安院に提出しています。

個人線量計を着けずに放射線管理区域内に入った違反も7月と8月に繰り返され、調査の結果1995年以降に計15件同様の事例があったことも明らかになっています。

一日でも早く再処理を止めたい 2010年

完工は、17回目の変更で2010年10月に延期されていますが、炉底に落ちた耐火レンガの回収が難航しスケジュールは破綻しています。 回収作業は、4月3日から始まりましたが、17回失敗し、6月17日までかかりました。

日本原燃は、7月15日、国に報告書を提出し、レンガが脱落したA系統の炉ではなく、未使用のB系統の炉で試験を再開する方針を示しました。白金族がたまる原因は炉底の温度が高いためだった、東海村の実規模試験施設で確認したとしています。 そこで、炉内の温度測定点を2点から7点に増やし、洗浄運転を定期的に行うというのが改善運転方法として報告されています。

また、7月28日には、耐火レンガ脱落は、2004年から1年間かけて実施した性能試験の際の炉内の急激な温度降下が原因とする報告書も提出しています。

総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会核燃料サイクル安全小委員会再処理ワーキンググループが、これら報告書の審査を行なっています。

試運転再開を急ぐ日本原燃ですが、事故は相変わらずです。7月30日に高レベル廃液濃縮缶の温度計保護管内に漏れた高レベル廃液が温度計に付着して漏洩。作業員1名が微量の被ばくをしています。また、この事故を国や県等に報告したのは3日後の8月2日でした。

8月16日までで今年度だけで6件、通算で22件の保安規定違反も指摘されています。日本原燃に試験再開の資格はありません。

9月10日、日本原燃は、完工時期を2012年10月に2年延期しました。18回目の延期ですが、川井吉彦社長は「今回が最後の変更」としています。

東日本大震災 2011年以降

3月11日東日本大震災が再処理工場を襲いました。外部電源が途絶し、非常用電源が幸いにも稼働したため大事には至りませんでしたが、使用済み燃料プール冷却水循環ポンプを動かす二つの非常用発電機のうち一つが停止する事故も起こりました。全電源喪失すれば高レベル廃液が沸騰し、廃液タンク内で水素が発生、爆発する可能性もありました。
外部電源の復旧は15日になってからでした。

日本原燃は、2008年12月から中断しているガラス固化体製造試験を再開しようと、これまで試験で使用してきたA系統ではなく、B系統の溶融炉を2012年1月10日から熱上げし、1月25日からガラスビーズを使った試験を開始しました。ところが1本目からガラスの抜き出し不調が発生し、中断。ノズルに詰まったレンガの剥離片を削り出す作業に追い込まれました。

炉内のガラスをすべて抜き取り、異物がないことを確認した後の5月21日に再び溶融炉の熱上げを開始し、6月18日からガラス固化体製造試験を再開しました。模擬廃液を使い16本の固化体を作った後、実際の廃液を使って37本製造して、7月27日にB系統の試験は終了。その後、8月3日からA系炉を熱上げし、模擬廃液により10本を作って8月31日に事前確認試験は終了しました。

さらに本格的な製造試験に位置付けられる安定運転・性能確認試験のため、B系炉で11月19日から熱上げを開始、2013年1月3日までにガラス固化体33本を製造、そのうち最後の5本では最大能力(毎時70リットルの処理量)で製造できることを確かめたとされています。同様に、A系炉でも2013年4月17日から熱上げし、5月26日までに模擬廃液で3本、実廃液で28本製造して性能確認が行われました。

これまで問題となった白金族によるノズルの閉塞問題は、炉の温度管理により克服したとされていますが、B系炉で最後の1本を製造する際、ガラスの流下性が低下しており、本格的な処理が続けばどうなるかはわかりません。

これで、2006年に始まったアクティブ試験の主要工程も全て終了し、あとは使用前検査を受検すれば完工になります。
しかし、再処理工場に新たに適用される規制基準が2013年12月17日に施行されました。基準では、臨界や水素爆発、高レベル放射性廃液の冷却停止による放射性物質放出といった過酷事故への対策を新たに要求、地震や津波の評価方法も厳格化されています。下北半島東方沖の「大陸棚外縁断層」の活動性を原子力規制委員会自ら調査に乗り出すことが予定されており、耐震補強が必要と判断されれば稼働はあり得ません。

完工時期は19回目の延期で2013年10月に、20回目の延期で時期未定、21回目の延期で2014年10月とされ、適合性審査が進まないことから、さらに22回目の延期で2016年3月とされました。
2015年11月16日に23回目の延期を決定し、完工時期を「2018年度上期(4月〜9月)」としています。

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雨水流入事故! 規制委からも見放される日本原燃 2017年

2017年8月13日、再処理工場の非常用電源建屋に雨水が流入するというあってはならないおそまつな事故が発生しました。燃料油配管の建屋貫通部に施してある止水コーキングが劣化して亀裂が生じ、そこから0.8tの水が流入したというのです。建屋の外側にあたる配管ピットも本来雨水が貯まるはずのないところですが、上部のふたの隙間から侵入して1.8mの水深にまで達していながら、14年間一度も点検しておらず事故まで気が付かれることはありませんでした。

福島原発事故は地震の揺れによる配管の亀裂等も疑われていますが、外部電源が喪失したのちに動いていた非常用発電機が津波に襲われて使えなくなり全電源喪失したことによって大惨事に至りました。今回の再処理工場での雨水流入は、台風などの荒天時に外部電源喪失したら福島事故と同じように非常用電源が使えなかった可能性があることになり、極めて深刻です。再処理工場が全電源喪失に至れば、これまでのアクティブ試験で発生した高レベル放射性廃液の冷却ができずに沸騰し、大量の放射能放出に至る可能性があります。

実は、福島事故後の原子力施設での雨水流入事故はこれが2例目です。2016年9月28日に北陸電力志賀原発原子炉建屋に雨水約6.5トンが流入し、照明機器の電源盤がショートするという事故が発生しています。詳しくはこちら
この事故を受けて規制委員会は全原子力事業者に建屋貫通部の総点検を指示していますが、日本原燃は事故発生部分の点検を行っておらず、同じように点検未実施の部分がどれだけあるのか説明できない状態です。

さすがに規制委も9月13日に行った新規制基準適合審査会合で「再処理事業をやらせていいのか」「このような状態で許可を受けられると本当に思っているのか」とまでコメントしています。保安規定違反の疑いがあり、安全管理体制が再確認されるまで新規制基準の審査は中断される見込みです。

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アクティブ試験とは

アクティブ試験は約430トンの使用済み燃料を処理する実質的な操業です。

施設の安全機能及び機器・設備の性能確認
第1ステップ 2006年3月31日〜6月26日 せん断・溶解施設のA系列でPWR燃料により確認 燃焼度  低〜中
冷却期間 長〜中
再処理量約30トン
ホールドポイント1 
第2ステップ 8月12日〜12月6日 引き続き、A系列でPWR燃料により確認後、BWR燃料についても確認 燃焼度  低〜中
冷却期間 長〜短
再処理量約60トン
ホールドポイント2 
第3ステップ 2007年1月29日〜4月26日
第1、第2ステップで確認した事項を中心にB系列で確認 燃焼度  低〜高
冷却期間 長〜短
再処理量約70トン
工場全体の安全機能及び運転性能確認 
第4ステップ 8月31日〜2008年2月14日 工場全体の処理性能等をPWR燃料により確認 燃焼度  高
冷却期間 中〜短
再処理量約170トン
第5ステップ 2月14日〜実施中 工場全体の処理性能等をBWR燃料により確認 燃焼度  低〜高
冷却期間 長〜短
再処理量約100トン

第1、第2ステップの後に設けられているホールドポイントでは性能や放出放射能量を評価することになっていましたが、簡単に報告書が承認されてしまいました。放射能の高い燃料を処理する第3ステップ以降にはホールドポイントすら設定されていません。

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