「高経年化した発電用原子炉の安全規制に関する検討チーム」の記録

まさのあつこ　地味な取材ノート

2023年5月22日 13:17

原子力規制委員会は、原発の運転開始後、30年目以降、10年ごとに「劣化の管理等」を行なっていくための詳細設計を「高経年化した発電用原子炉の安全規制に関する検討チーム」で作ろうとしている。

前回、「高経年化技術評価」を「劣化の管理等」へ格上げ？と「ハテナ」マークをつけたのは、本当に「格上げなのか？」という疑問があるからだ。

この制度設計は、大きく言えば２つ、
・「高経年化技術評価」でやってきたことをどうするか
・「高経年化技術評価」にはない未知の領域（60年超の原発）をどうするか
ということに尽きる。

結論から言うと、最初は現在の「高経年化技術評価」などよりも厳しい規制を考えるぞと意気込みだけは見せていた。しかし、このままいけば、60年以内も60年超も、これまでやってきたこととさほど変わらない「劣化管理」にしかならない。

なぜそう思うかのか、以下、「高経年化した発電用原子炉の安全規制に関する検討チーム」にリンクを貼りながら、チームがやってきたことを簡単に記録していきたい。

高経年化した発電用原子炉の安全規制に関する検討チーム

第１回　2月22日

議事次第
 出席者一覧
 資料１　高経年化した発電用原子炉の安全規制に関する検討の進め方（案）
資料２　核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律の一部改正
 資料３　高経年化した発電用原子炉に関する安全規制の準備
 資料４　発電用原子炉の規制制度の枠組み
 参考資料１　改正案（案文・新旧対照表）
参考資料２　現行の規定類等
 会議映像　　
 議事録

第１回資料に関する筆者メモ
・資料１　2月15日の原子力規制委員会で、この検討チームの設置が設置されたことと進め方の説明→（前々回書いたように石渡委員はこの設置にも「論理的必然性で反対」した）
・資料２　束ね法案「GX脱炭素電源法案」のうち、「原子炉等規制法」一部改正案の全抜粋→（政府は国会において附則を含めた条文全体を丁寧に説明していない）
・資料３　今回の法案に合わせ改正が必要になる規則（１つ）、審査基準（２つ）、ガイド（２つ）について、規制庁が「高経年化技術評価書等の記載事項を踏まえて整理・検討する」と提案。→（本来は、規則案、審査基準案までを国会で議論して、法案に遡って是非や法案修正を行えることが望ましい）
・資料４　文字通り、現在の規制制度の説明資料。→（理解させないことが目的の資料ではないかと思うほど、不思議なほど資料も資料説明もわかりにくい。杉山委員が、「この原子炉等規制法の枠組みということで、これも条文ベースで整理していただいたので、なかなかだからこれが全体像ですと言われても、なかなかちょっと理解は簡単ではない」と述べたほど。）

第２回　３月９日

議事次第
 出席者一覧
 資料1-1　実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則の整備方針（案）
資料1-2　「実用発電用原子炉施設の長期施設管理計画等に係る運用ガイド（仮称）」及び「実用発電用原子炉施設の長期施設管理計画の審査基準（仮称）」の策定方針（案）
資料1-3　「新制度の基本的な枠組み」に係る事業者意見について
 資料2-1　IAEA関連ガイド（SSG-25及びSSG-48）
資料2-2　安全性向上評価届出制度
 資料2-3　バックフィットの概要
 資料2-4　高経年化技術評価について
 資料2-5　「特別点検」について
 資料3　「分かりやすい説明」の全体構成イメージ
 参考資料　原子炉等規制法の枠組み
 会議映像
 議事録

第２回資料に関する筆者メモ
・出席者一覧　制度詳細を検討する場に第２回目にして原子力エネルギー協議会（ATENA）が出席し、資料1-3を説明する。

・資料1-1　法改正条文（第１回資料２）の下、作成する規則案。今の「高経年化技術評価」と「運転期間延長認可制度」を統合して規制庁が考えたというもの。
　例えば、法案第43条の3の32第1項で、原発事業者は運転開始（使用前事業者検査の確認）30年を超えて運転しようとするときは、規則で定めるところにより、10年以内の発電用原子炉施設の劣化を管理するための計画（以後、「長期施設管理計画」)を定め、原子力規制委員会の認可を受けなければならない、と定めている。この条文に基づく長期施設管理計画に関する規則が必要になる、ということ。

このように法案の各条文に対応した規則案の主な点は以下の通り。
・30年超運転しようとするときの10年以内の長期施設管理計画の認可基準のうち「劣化状況を踏まえた安全性を確保するための基準」は、今の「運転期間延長認可制度」の基準と同じように規定する。
・長期施設管理計画の認可基準のうち「劣化評価の方法に関する基準」は、今までの審査方法を踏まえて、事業者自らが劣化評価の方法を選べるように「性能規定」もOKにする。→（劣化評価の方法は事業者が考えた通りに原子力規制委員会が認めうるという意味）
・劣化評価の対象となる機器と構造物（安全上重要な機器）も今の規定通り。
・40年超運転しようとするときの長期施設管理計画は、今の運転期間延長認可の申請前に行っている「特別点検」（申請時にその結果を添付している）と同様のものにする。
→（お気づきのように、現行の規則をほぼ踏襲。「性能規定」も加えるので、事業者にとっては柔軟な規定になる）

・資料1-2 は資料1-1の規則の下で定める運用ガイド案と審査基準案。
→（不必要に詳細かつ冗長で、その文面の中に重要な審査基準案が隠されている。
　例えば、いわゆる6事象（『低サイクル疲労』『中性子照射脆化』『照射誘起型応力腐食割れ』『2相ステンレス鋼の熱時効』『電気・計装設備の絶縁低下』『コンクリート構造物・鉄骨(強度低下等)』）及び『耐震安全性評価・耐津波安全性評価』が基本。それ以外の劣化管理がなされていない事象や可能性がある場合は健全性評価を行い、技術基準に適合することとした。）
→（山中委員長らが当初繰り返していたように現行法より厳しくなるというなら、それ以外の劣化管理がなされていない事象についても審査基準に入れる検討がなされてもおかしくはない。
　例えば、老朽化原発：見ていないケーブル接続部＃GX　で書いたように、ケーブルの接続部の劣化管理の対象に加える必要があるかどうかは、今こそ、検討すべきだが、「経年劣化」である可能性を残したまま「経年劣化」ではないと言い張って済ませている（既報）。）

・資料1-3 は原発事業者意見。新制度における、長期施設管理計画に記載すべき内容について。「これまでの高経年化技術評価書等を活用」がほとんどで、品質マネジメント（保安活動の計画、実施、評価及び改善に関し、原子力事業者等が自らの組織の管理監督を行うための仕組み（参考規則）については記載を追加することなど。
→（運転延長に批判的な立場からの意見は何も聞いていないにも関わらず、この検討チームは、第２回以降、何度も事業者意見だけを聞くようになる。）

・資料2-1は、第１回（議事録）で、杉山委員が「IAEAなどもガイド類がありますよね」「長期運転に関するガイドとして、そのSSG48というものがございます。その中の一つの項目というか、その中で定期的にそのプラントの状態について評価を行うということで、SSG25というものもございます。それをそのまま取り入れるかどうかは別として、その辺で何が評価されるということが提示されているかは、我々は非常に重要な参考情報になる」との発言を受けたもの。
　以下は、経年劣化（Ageing）に関するIAEAのガイドを図式化したもので。「規定、基準、規則の陳腐化」や「知見の陳腐化」を含む非物理的経年劣化（陳腐化）に関するガイド（PSRに関するSSG25）と、物理的経年劣化に関するガイド（SSG48）があり、「技術の陳腐化」は非物理的経年劣化でもあるとしている。

PSRに関するSSG25とは、定期安全レビュー（Periodic Safety Review: PSR)に関するガイド。14項目を10年間隔で評価する。
AMとLTOに関するSSG48とは、経年劣化管理（Ageing Management）と長期運転計画の策定（Development of a Programme for Long Term Operation of Nuclear Power Plants）に関するガイド。

規制庁は、日本では、
SSG48を「高経年化技術評価、運転期間延長認可の内容に対応する」と説明。
SSG25は「安全性向上評価届出制度」（資料2-2）で実施を求めていると説明。

・資料2-2　安全性向上評価届出制度は、炉規制法第43条の3の29と規則第99条の２~第99条の７と運用ガイドに基づいて、事業者が自ら評価し、結果を原子力規制委員会に届け、公表を行う制度。法第57条の8でも、事業者は、最新の知見を踏まえつつ、必要な措置を講ずる責務があると説明。

・資料2-3 　バックフィットの根拠法、炉規制法第43条の3の23を説明する資料。基準（炉規制法第43条の3の6第1項第4号の基準）に適合していなければ、原子力規制委員会は使用停止などを命ずることができる。
→（基準が更新されれば、適合させなければ、稼働できなくなるという意味）

・資料2-4 資料1-2で説明した新制度（案）に統合する現在の「高経年化技術評価」に関する説明資料。評価は６段階で行う。
　① 評価対象の機器・構造物を抽出する。
　② グルーピングをして代表機器を選ぶ。
　③ 各部材の経年劣化事象を抽出する
　④ 高経年化対策上着目すべき事象（先述の「６事象」は必須）
　⑤ 健全性を評価
　⑥ 点検手法、範囲等を確認
　⑦以上を踏まえた長期施設管理方針を記載
→（つまり、全部を見ない制度。これで十分なのか、現行制度に批判的な識者の意見を聞くべきだが、事業者の意見しか聞いていない。）

・資料2-5　資料1-2で説明した新制度（案）に統合する現在の「特別点検」（40年時点の点検で、通常保全で対応していない）の説明。

・資料３　「分かりやすい説明」を作ることが委員長の指示で決まり（2月22日会見録　P７）、第１回目の資料１で「新制度を分かりやすく説明するため、規制制度の全体像、高経年化とは何か、劣化評価はどのようにやっているのか、いわゆる「寿命」と言われるものは何か等を整理する」と書かれた。
→（これは2月17日までに岸田首相から環境大臣と経産大臣に「原子力規制委員会の議論で、委員から制度変更への反対意見があったことを受けて、国民の皆さまの不安を払拭していくためにも、国会審議などにおいてしっかりと説明ができる準備を進めた上で法律案の閣議決定を行うべき」と指示があった（既報）こととの関係の有無は不明だが、１ヶ月程度でまとまるはずが、まだまとまっていない。）

・参考資料　これは、上記の全資料を１枚にまとめたもの。→（口頭説明もなく、色使いをはじめ、かえって分かりにくい。）

第３回　３月２３日

議事次第
 出席者一覧
 資料1　原子炉圧力容器の経年変化に関する運用の適正化について
 資料2-1　運転開始から長期間経過した発電用原子炉の安全性を確保するための制度の全体像について
 資料2-2　Q&A
資料3-1　米国の延長認可における安全評価
 資料3-2　IAEA関連ガイド（SSG-25及びSSG-48）と日本の規制制度
 資料4-1　実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則等の検討状況
 資料4-2　「実用発電用原子炉施設の長期施設管理計画等に係る記載要領（仮称）」の記載イメージ（案）　(注)資料4-2を差し替えました。（3月23日）
資料4-3　「実用発電用原子炉施設の長期施設管理計画の審査基準（仮称）」の規定イメージ（案）
会議映像
 議事録

第３回　資料に関する筆者メモ
・出席者一覧　今回も原子力エネルギー協議会（ATENA）は出席。

・資料1　ATENAが原子炉圧力容器（以下、RPV)の中性子照射脆化（中性子の照射を受けてRPVの粘り強さが低下すること）について要望した資料。
　まずは現状を説明：中性子照射脆化を評価するために「監視試験カプセル」を内側に入れて計画的に取り出し、試験片で脆化を評価する。BWRでは炉壁試験用３カプセルに各12個以上の試験片と加速試験用の１カプセルに各12個以上の試験片、PWRでは6(か8)カプセルに各12個以上の試験片を装荷。日本電気協会の電気技術規程「原子炉構造材の監視試験方法(JEAC4201)」に基づき、運転開始後30年を経過する日から10年以内、40年を経過する日から10年以内に試験片を取り出して試験する。
　次に、米国の電力研究所（EPRI）による「停止期間中には、中性子の照射による劣化の進展・進行を考慮する必要はない」とのレビュー、原子力規制委員会にも同様の見解（令和２年見解のこと）を理由に「監視試験」の適正化を要望。
　最後に、試験片の数量は有限であり、RPVは運転に伴い中性子照射脆化が進行することを踏まえた規制にして欲しいと要望。→（要するに停止期間は中性子照射脆化が進まないとして、停止期間を除外して欲しいと要望）
　さらに、国内外の最新知見などを取り入れた脆化の評価方法（主な事項として５項目）について適宜議論する場を要望。
→（「高経年化した発電用原子炉の安全規制に関する検討チーム」が、被規制者の要望を聞く場に転じていると感じた）

・資料2-1　第２回の資料3「分かりやすい説明」の全体構成イメージを、制度設計を担う原子力規制企画課ではなく、広報に担う総務課が書き起こしてみたもの。“安全確保”のための制度の全体像について。
　例えば、「60年超への対応」として、「主要な6つの経年劣化事象」については、これまでと同じ方法を適用できる、もしくは、今後、追加データを得られればできる。新たに考慮すべき劣化モードは現時点ではないなど。
　また、「旧式化（設計の古さ、陳腐化）」（IAEAガイドで「技術の旧式化」、「規則・規格基準の旧式化」、「知識の旧式化」と言われているもの）への対応は、バックフィット制度と安全性向上評価届出制度で行うが、運用面での課題は残っているなどと説明。
・資料2-2　Q&A　「分かりやすい説明」を補足するQ＆A資料の総務課案。「60年上限がなくなっても、安全規制により十分に安全性は確認できるのか」など国民に問われそうな項目が並ぶ。
→（資料2-1と2-2について、このような構成でいいかを総務課が尋ね、委員らがコメントや注文を加えっていった。）

→（特筆すべきことは、杉山委員が、資料2-1の「60年超への対応」について、「60年をかなり超えた部分については我々も手持ちのデータはありません」と言明したこと。「事業者が実証をするデータを自ら示す。我々規制に求められるのは、評価結果の妥当性の判断」である旨を発言。）
→（杉山委員は、資料2-2でも「気になったところ」として、「基本的には運転開始から60年を超えての運転にも対応した的確な劣化の評価はできる状況にあります」というところを指して、「『誰が』という話ですね。これは我々が評価をするんではないんですよということは、はっきりさせておきたいと思います」「我々の行為として書くのであれば、対応した劣化の評価の妥当性の確認ができる状況とか」（議事録P21~22）と強調した。
→（つまり、原子力規制委は60年超のデータを持たず、事業者の自主評価結果の妥当性を判断するだけだと述べた。）

資料2-2　Q&A　P３　ハイライトしたのが、杉山委員が「訂正」を求めた説明箇所。
評価できるのは事業者であり、原子力規制委員会ではないと注文した。

→（伴委員は「今、議論しているやり方に変えたことによって、従来はできなかったことができるかのような書き方というのはミスリーディング」とコメント。

→（規制庁の市村原子力規制技監が、今までの「保安規定という形での認可行為」が「技術基準適合性を見る認可規制」に格上げされるので、「変わるところはある」と横槍を入れるニュアンスで発言。つまり規則の位置づけが変わる、というところでしか反論はできなかった）

→（石渡委員は資料2-2 P10「地震や津波を受けると評価以上に劣化が進むのではないか」の設問への答えでは、柏崎刈羽原発で地震で杭が破断した例をあげ、「地震とか津波、津波で水かぶった場合もいろんな被害がある」「そういう特有なものについては、どういうところが弱くて、どういうところをどういう評価をするのかということをもうちょっと具体的に書いたほうがいい」と注文した。

→（伴委員は「今の書き方だと、制度そのものはいい、あとは運用の問題なんですと、問題を矮小化し過ぎているような気がするので、場合によっては、制度を見直すところまで手をつけなければいけないかもしれない」とコメント。

→（市村技監が、現在対応できていない「旧式化」（非物理的経年劣化）について、今あるバックフィットと安全性向上評価制度を活用して、将来、必要な要求事項を定めていけば対応できると述べた。委員による制度改正への積極発言を抑える発言だ。）

・資料3-1 　アメリカの運転ライセンスの有効期限は最長40年で、ライセンス更新の回数に制限はないが、１回最長20年であるとの説明資料。

→（ちなみに、山中規制委員長は国会の法案審議（辻元清美議員ブログ「2023年5月23日経済産業委員会・環境委員会連合審査会速記録：GX電気事業法、原発運転期間））で「運転期間については制限を設けている国はございません」と答弁。これに「制限設けていない国でも、アメリカでもあと２０年させてくれとかいうのは、規制関係の省庁に出して認めてもらっている」と辻元議員に反撃されている）

→（石渡委員が、「80年のライセンスを実際に得ている発電所の４つが、環境評価のようなことが原因で、ライセンスが停止になっている」のは、どういうことかと質問。照井技術基盤課課長補佐らが、「手元にはない」が第2回の資料2-4の最後（P30）で説明したとして（第２回では口頭では説明~~していない~~（訂正とお詫び：していた【議事録P49で再確認】）、早口で説明。「手元にない資料」には「環境団体の異議申立てに対して、米国の原子力規制委員会は国家環境政策法(NEPA)に関する3つの命令等を発行」したとある。）

＜米国ではライセンス更新に市民参加することを隠す意図を感じる＞

NEPAとは、日本で言う環境影響評価法だ。しかし、NEPAは自然環境のみならず、市民社会への影響や地域経済への影響なども評価する、まさに「国家環境政策法」であり、情報公開と多様なステークホルダーの参加機会を保証する制度だ。

現行法でも法案でも、日本では、設置許可や運転期間延長申請許可を、環境影響評価法の対象にすらしていない。そのことを原子力規制庁職員は、原子力規制委員にも国民にも知らせたくない、気づかせたくないために、肝心の米国の制度を説明する資料3-1には含めなかったものと思わざるをえない。悪意とすら言いたくなる意図的な資料の作り方だと、筆者は思う。

ここまで整理したところで、2023年5月31日、参議院本会議で、GX脱炭素電源法案は賛成多数（反対は立憲民主、共産、れいわ、社民）で可決、成立してしまった。引き続き、整理は続ける。（以下、６月２日加筆）

・資料3-2は、第２回資料２-1のIAEAの制度と日本の制度を比べた説明資料。
→（この資料をもとに、「設計の古さ」を日本の制度が反映できているかが議論されるが、
結論を先に言えば、
・物理的設計の古さは、何が古い設計かを定義ができない限りはバックフィットできない。だから新たな制度としては盛り込まないという考え方（金城課長）、
・一方で、既に今あるバックフィットと安全性向上評価でできているという考え方（市村技監）
が並立。また、古く長く停まっている原発を動かす運転能力は、事業者次第であるという話になった。）

関係する一部のやり取りを、議事録から以下、拾った。

伴委員は「（資料3-2）の説明は非常にきれいだと思うが（略）規制側が必要なタイミングで、必要なバックフィットを確実にかけることができるという前提になっていると思います。正直、私はそこに自信はありません」「なぜならば、プラントの状況を一番把握しているのは事業者です」、「我々には分からない部分があるだろう」と感想を述べた。

杉山委員は伴委員と「同じ認識」だとする一方、（安全性向上評価）届出（制度）は「公開するという仕組みになっていて、相当の強制力にはなっているんだろう」「だから現状でいいですよというつもりは全くなくて」、「今、悩んでいます」。

金城原子力規制企画課長が「キーとなるのは図の下にある新知見」「こういったものを我々がどこまで広くしっかりと集められるかといったところが重要」と補足。

「図の下」（資料3-2 P3）には、「規制要求に対して適合したとしても、新知見等が得られた場合にはいかなる場合でもバックフィット命令により必要に応じて基本設計まで遡って設計変更を求めることが可能(詳細設計、保安活動への命令も可能)」と書いてある。伴委員が自信がないと述べたのは、この部分だと思われる。

さらに以下のようなやり取りが行われる。

○杉山委員　（略）設計の古さについても評価しなさいというのは（略）我々側がどうとするか、なのかなと。
○金城原子力規制企画課長（略）新知見などを基に我々が定義できないと駄目だと思います。（略）いろんな知見を集めて、我々がそれを認識したときに、バックフィットツールを使ってもいいし、安全性向上評価を使ってもいいしという仕組みになっているんじゃないか
○杉山委員 （略）定義できない以上は明確な要求にしづらいということですか。
○金城課長 明確な要求にはならないと思います。

議事録

○伴委員 物理的劣化じゃないんですけれども、もう数十年来一度も動かしたことのないような、要は常用系じゃない設備ってありますよね。そういうのって、一度も動かしてなくていいんですかね。（略）1F事故のときの1号機を見たら、要はアイソレーションコンデンサの設計がよくなかったから、インターロックかかって、弁が閉まっちゃったわけでしょう。（略）操作員も運転員もICが動いているのか定かではなかった。だから使いこなせる状況ではなかった（略）。設備自体が非常に長い時間の間で使われていないものをきちんと動作するのか、さらに人間の側が使えるのかというようなチェックはどこでするんですかね。
（略）
○市村原子力規制技監　長年使っていないものも含めて、設備が動くか、あるいは動かせるという問題については、原子炉等規制法の体系全体で考える必要があるんだと思います。（略）人のほうの動きについては、（略）我々検証することは難しいんですけれども、でも、事業者にきちんとやっていただかないと困るところかなと思いました。

議事録

・資料4-1 は、第2回（資料1-1）で説明した規則の整備方針を踏まえて、30年以降、10年以内ごとに定める原子炉施設の劣化を管理するための計画（=「長期施設管理計画」)に記載する内容、許可基準、特別点検の実施時期。

・資料4-2 は、以下２つの「運用ガイド」を統合する案の説明
<実用発電用原子炉の運転期間延長認可申請に係る運用ガイド＞
<実用発電用原子炉施設における高経年化対策実施ガイド>

→（概ね今の２制度の統合案だが、原発事業者の要望で変わるのは、原子炉の中性子脆化のチェックが「暦年」評価ではなくなることだ。つまり、今まで、運転期間の延長認可の際、「暦年」で延長する期間に中性子脆化の評価結果を出させていたが、それが削除され、中性子照射量に応じた「計画」を示させれば良いという案になった。）。

それが以下のようにサラリと説明されて終わった。

監視試験片の取り出し時期について「事業者からの説明でもございましたけれども（略）暦年の部分のところは記載から削除いたしまして、その代わり、真ん中にあります新規と書いてある供用期間中の監視試験の計画を示す（略）というところを新たに追記しているものとなってございます」

また、新たに加える「品質マネジメントシステム」なるものは「添付書類」で良い。

・資料4-3　　<実用発電用原子炉の運転の期間の延長の審査基準>等から必要なものを取り入れた案の説明。基本的には今の制度と同じ。異なる主な点は２つ。
・BWRの中性子脆化評価については、「加圧熱衝撃による原子炉圧力容器が損傷するおそれがない」という事業者の要望で、一定の適用除外規定が設けてある。資料4-2での「暦年」監視の削除に加え、BWRでは更なる緩和だ。
・機器・構造物の予備部品の入手などが困難になる可能性と対応策を書きこむことが加わる。

杉山委員は、「今後運転の認可というもの電気事業法に基づく認可もとるんですよね。（略）そっちを先に取っていない期間については（略）こちらを先に申請していいのか（略）それは誰が決められるものなのか分かってないんですけど」と問い、これに、照井技術基盤課課長補佐が「基本的にはパラレル」、「事業者の判断になってくるんではないか」と回答。

しかし、西村経済産業大臣が「安全確保が大前提です」と国会で繰り返し答弁しており、杉山委員の腰が引けた問いも照井補佐の「パラレル」回答も、大臣答弁よりも後退だ。パラレルではない、安全確保が（ができるものなら）先なはずだ。

そして最後に石渡委員苦言を呈する。石渡委員は、資料2-1は「安全性を確保するための制度」というタイトルだが、「規制」という言葉を使うべきだと釘を刺す。「原子炉の経年劣化の管理」は事業者がやるもの。「『見通しは持っています』とか『そのまま適用可能だ』とか、そんなことばかり書いてあって、しっかりした規制をするということが書いてない」。

伴委員も「今の石渡委員の指摘は、本当にもっともで、本来、安全を確保し、安全を主張するのは事業者ですよね。それを規制する側が代弁してしまったのが、かつての原子力安全保安院だった」。

しかし、実際のところ「規制」ではあり得ない。今の制度がそうであるように、今検討している規則でも、事業者が劣化評価をした結果をもとに長期施設管理計画を立てて、原子力規制委員会は委員会が示した方法と基準（すなわち今、作ろうとしている規則）に合致していれば「許可」するという仕組みなので、かつての原子力安全保安院と変わらない、それが現実ではないか？

原子力規制委員会　4月5日

資料4　「高経年化した発電用原子炉の安全規制に関する検討チーム」における検討状況（中間報告）
会議映像
 議事録

資料に関する筆者メモ
・資料４　原子力規制委員会で、第１〜３回「高経年化した発電用原子炉の安全規制に関する検討チーム」までに以下３点を検討してきたことを中間報告した資料。

１．現在の「高経年化技術評価」と「運転期間延長認可制度」を統合する「長期施設管理計画」制度では、
・運転を想定する期間の劣化評価をする。
・監視試験片の取り出しは、暦年ではなく、中性子照射量に変える
・サプライチェーンの管理を追加　など。
２．60年超の劣化評価や「設計の古さ」については、
・物理的な劣化については「追加点検(仮称)」を検討。
・非物理的な劣化については、「設計の古さ」への対応も含めて、バックフィットや安全性向上評価制度の活用その他を検討。
３．「高経年化した発電用原子炉に関する規制制度に関する分かりやすい説明」

老朽化原発で最も問題とされる原子炉の中性子脆化は、暦年ではなく、中性子照射量に応じて評価、つまり停止期間は考慮しないという大変更案に対して、物を言う委員は一人もいなかった。

また、山中委員長は、３点目の「分かりやすい説明」について、
「我々が対応できていないのは、「設計の古さ」で分かっていないところ」、「何の設計が古いか、古くなったのかというところが分からない」、「その欠けをどう補っていくかというところを（略）どういう仕組みでカバーするのだというところをもう少し書いていただかないと」と注文をつけたが、「わからない」「欠け」を書けるわけもない。

「老朽化」という言葉を使わず「高経年化」「経年劣化」「物理的な劣化」「非物理的な劣化」「設計の古さ」とだんたん言葉が増えるが、対応する制度は「バックフィット」と「安全性向上評価」と「サプライチェーンの管理」しかない。

高経年化した発電用原子炉の安全規制に関する検討チーム

第４回　４月１３日　資料及び筆者メモ

議事次第
 出席者一覧
　この日もまた原子力エネルギー協議会（ATENA）が参加。
資料1-1　BWRプラントにおける非延性破壊に対する評価について
　この資料でATENAが事業者の要望を説明する。ATENAの一員で、沸騰水型原子炉（BWR）しか持たない東京電力が、BWRの中性子脆化の評価緩和を求めた。
　しかも、よく使われる脆性破壊（粘りを失ってパリンと破壊されること）という言葉を使わず「非延性破壊」と称して（「延性破壊」とは引き伸ばされて最終的に破壊することだが、それにあらず、という意味だと思われる）分かりにくい資料で。こうした言葉づかいは横に置き、彼らの要望を解読すると、
・原子炉圧力容器（RPV）は中性子照射を受けると粘り強さ（靱性）が低下する。
・事故などで緊急炉心冷却水が原子炉を冷やそうとすると、靱性が低下したRPVには「加圧熱衝撃事象（PTS事象）」（その結果、熱したガラスのコップなら割れる。原子炉なら収縮（←引張応力が発生）して最終的に破壊）が起きる。
・だから健全性評価が必要だ。
・しかし、BWRや改良型BWR（ABWR）では、構造上、PTS事象は起きないから評価は不要にしてください、という要望だ。

　これに対し、杉山委員が、「だからBWRは評価しなくていいですよと」は言わないが、「今までのような比較的高い頻度で監視試験片の確認をする必要がない」ということかと確認。
　これに、規制庁の塚部上席安全審査官が、BWRの照射量は「PWRに比べれば2桁から1桁ぐらい違うということで」、監視試験片は「一律で暦年で取り出すとかいうことではなくて、適切な、規格等もございますので、そういうものに沿って適切な時期に取り出していただくということを考えてございます」と回答。

　しかし、この後の佐々木基盤課企画調整官とATENAとの質疑を聞いていると、原子力ムラは現在、民間規格の「JEAC4201の改定版を作成する作業中」であり、規制者に対しては、BWRでもPWRでも中性子照射による脆化評価は、暦年ではなく、照射量に応じて行なって欲しいと要望（既に、原子力規制委員会　4月5日で中間報告で説明され、異論は出ていない）。また、BWRについて、別途さらなる要望（要確認）について「別の場で議論させていただきたい」とATENA側は求めている。（ここまで2023年6月7日に加筆。続く）

資料1-2　Technological Obsolescence Management（サプライチェーン等の管理）に係る国際的プラクティス
　伴委員のリクエストにより他国でサプライチェーンをどう管理しているに関する資料。IAEAのガイド「SSG48」の「効果的な経年劣化管理プログラムの基本的要素9項目」に準じたプログラムなどの説明。メーカが重要な部品の製造・サポートをまだ行なっているか（旧式化状況）を調査→優先順序づけ→解決策実行→検知→モニタリング→緩和→許容基準→是正措置→運転経験のフィードバック→品質管理するというもの。

資料1-3　製造中止品管理に係る取り組み状況について
　原子力エネルギー協議会（ATENA）が「IAEAのガイド「SSG48」などを参考に、「製造中止品管理ガイドライン」を策定、各事業者は「製造中止品管理プログラムを策定・運用」していることを説明。
　石渡委員の質問で「関係事業者数が減るに伴い、製造中止数も増えていかざるを得ない」との認識が明らかに。

資料2-1　IAEA安全要件（SSR-2/2 Rev1）と関連安全ガイド（SSG-25及びSSG-48）
　これも、伴委員のリクエストによる資料。IAEAのガイド「安全指針」の上に「安全要件」が（さらにその上に「安全原則」が）ある。目指すのは、長期運転に対する規制だと伴委員が確認。

資料2-2　スイス・ベツナウ原子力発電所におけるPSR（定期安全レビュー）
　運転期間が長いスイスのベツナウ原発からバックフィット等に関係する法令。伴委員は、「日本の美浜の1号と同じもの（略）。向こうはこれをまだ使っていて（略）、過去の歴史の中で相当何度も何度も安全評価をやって、そのたびごとに改造・改良を加えている」。杉山委員は「スイスの原子力エネルギー法によれば、もうスイスでは新しい炉は建設できない（略）。その代わり、今ある炉は（略）使えるだけ使う（略）使う以上は、最新性が常に維持されていなければいけないという考え方」「最新の技術を常に反映することを求めている」と整理した。

資料2-3　「追加点検」について
　最も議論は紛糾。規制庁が、40年目の「特別点検」は通常保全で見ていないものをするが、60年目と60年目以降の「追加点検(仮称)」は、対象機器について必要応じて、必要な点検を実施させ、不要の場合には不要となる根拠を説明させることを求めてはどうかと提案。照井技術基盤課課長補佐は「設置したときに起きた初期欠陥が40年たって進展をしていなければ、なかなか60年目で見ても恐らく多分ないであろうと考えられるということから、これを全部やる必要があるかどうかというと、そうはならない」と説明を補足。
　田中委員は「長期施設管理計画と追加点検との関係が分からない」と混乱。
　照井補佐は「この仕組みがしっかり回っていれば、必要な部分については、通常保全に溶け込む」と２度、３度に渡り言葉数だけ多く回答するので田中委員はさらに混乱。
　杉山委員が咀嚼して取りなすが、伴委員が「わからない」と割って入り「何で50年目が要らないんですか。つまり40年で特別点検をやるのは、現状の運転延長認可制度で原則 40年がマックスで、ただ1回延長を認めるかで「特別点検」が必要だったわけですよね。（略）でも、今後、60に関しては、特別な意味合いはないじゃないですか。40のところで特別点検をやって何か追加すべきものがあるかどうかと見るんだったら、50だったって、それをやればいい」

（筆者メモ→確かに40年以降は10年以内ごとに長期施設管理計画を定めるというのが改正法内容なので、行政が勝手に超法規的な意味合いを加えてはならない。照井補佐の考え方は暴走であり、杉山委員は、超法規的な暴走に最後まで引きずられた。）

　ここで石渡委員が「そもそもこの議論は、40年、60年という炉規法の規定が、経産省が管轄するそっちの法律のほうに移ってしまって、それがどうなろうが、我々としては厳しい規制をやりますというのが原則だったんじゃないんですか。（略）こっちの管轄からもう何年という規定が除かれちゃうわけですからね。そんなことをここで議論してもしようがないんじゃないですか（略）もう暦年で何年何年でやりますということを、委員会の席上でおっしゃったじゃないですか、規制庁は。あくまで、それを堅持すべきですよ。何で今そんな変な議論をしてるんですか。これはおかしい。徹底的におかしいですよ、これは。」「私は、この60年の追加点検と呼ぶものは、これは、もう当然のことながら、40年目の特別点検をもう一度やる、全部やっていただくということに僕は尽きると思いますよ」とゴールポストを動かそうとする規制庁補佐らに語気を強めた）
　黒川総務課長が「特別なことがなければ、追加点検は恐らく要らないだろうという、多分、そういう前提で書かれているように見える」と指摘、説明されていない
前提が必要だと取りなし、市村原子力規制技監とのキャッチボール。
　市村技監の言葉の端から、改正法からすれば超法規的と言わざるをえない「必要がないと事業者が説明できれば点検が不要なまま長期施設管理計画」を申請・認定
できる規則にしようとする臭いがほとばしった。
　金城課長は「今、50年目は特別点検的なことはやっていないので、そういった意味でも、今の制度をそのまま移すという意味で、50年目はそういったものを入れない」と照井の暴走に伴走し、「現行制度がある中で、もう事業者も、この現行制度を前提に、2年ぐらいかけて準備を進めていますので、多分、それを何か大きく変えてやるといったことは、やはり、私的には悪影響が大きくて、何かいいところはあまりないんじゃないかということで、委員会でもその方針を決めていただいた」と誘導に余念がなかった。

資料2-4　「設計の古さ」への対応の考え方について（案）
　「設計の古さ」を「欠け」とか「unknown unknowns」と定義しないまま羅列。杉山委員が「事業者との対話の機会を定期的に確保する、ここに尽きると思う」と議論を畳もうとする。
　伴委員は「それでは不満」とし、資料2-1の19ページにある設計の古さのタイプの中の「Design weaknesses(設計の弱点)を拾えますか」と切り込んだかのように見えて、「規制と事業者が議論しなければならない」「我々がどれだけ真剣に向き合うかということが求められる」「性善説だけで事業者に全てある意味投げてしまっているというのはよくない」と支離滅裂になった。
　大島原子力規制部長は「メーカーが安全に関する思想を作り、それを具現化している」としてメーカーが参加しているATENAとの意見交換の必要性を力説、杉山
委員の意見を後押しした。