日本原電が公開質問状に回答
原発の安全性を求める嶺南連絡会殿
平成１４年６月２７日
日本原子力発電株式会社
公開質問状の回答について
目次
１，安全性について
Ａ.大型化とツインの問題について
B.事故対応について
C.定期検査の短縮、労働者の被ばくについて
D.テロ対策について
E.耐震について
２，必要性について
３，建設費削減について
４，使用済み燃料の保管と廃棄物処理について
５，住民理解、情報公開について
６，地域振興について
7,環境、温排水の影響について
２，地域振興策について
１，安全性について
Ａ、大型化とツインの問題について
質問１．大型化について
改良型PWRの特徴は一定の説明がありましたが、「なぜ１５３万KWなのか」 については公開ヒヤリングの説明（以下「説明」と略記）が十分でなく納得ができません。また、そんなに一気に巨大化して大丈夫なのか。尋ねます。
回答
改良型PWRは当初、軽水炉の第３次改良標準化計画において、135万kW級（現在運転中の改良型BWRと同規模）のプラントとして開発されました。当時の設計では、燃料経済性の向上を目的として、スペクトルシフトと呼ばれる方式を採用していました。しかしながら、この方式は、減速材調整制御棒と呼ばれる特別な制御棒が多数必要となるため、炉内構造が複雑になっていました。
その後ウラン価格が低下したことにより燃料経済性の効果が低下したことを考慮し、また制御棒の増加による運転保守負担の増加を避ける目的から、このスペクトルシフト方式を採用しないこととし、従来と同様に簡素な炉心構造としました。これにより、１次冷却材流量が増加した結果、電気出力は約142kWとなりました。
その後、炉心の安全性について従来のPWRと同等の余裕を確保することを前提に、出力に関係する炉心、１次冷却材ポンプ等の設計について詳細に検討を進め、確証試験の実施等により各々の最適な仕様を固めてきた結果、電気出力が153.8万kWとなったものです。
これまでの日本のPWRは２ループ，３ループ，４ループと順次大型化してきましたが、炉心の基本的な設計の考え方はほとんど同じです。敦賀３，４号機の出力は、敦賀２号機（４ループ）の約1.3倍ですが、燃料集合体数も出力に応じて約1.3倍としており、これにより炉心の出力密度、即ち炉心の単位体積当りの発熱量は、現在の４ループPWRと同等となっています。同様に、原子炉を停止する制御棒の数も約1.3倍とする等、従来と同等の停止能力を持たせています。また、炉心の熱を除去する１次冷却材流量も出力に合わせて約1.3倍に増加することで、従来と同様の炉心の冷却能力を持たせています。従って現在運転中のPWRプラントに比べて出力は増加していますが、炉心の安全性については従来と同様の余裕を持たせています。また、炉内構造物全体を模擬した流動試験等を実施し、炉内構造物の流動振動に対する健全性等について事前に確認を行っています。このような炉心の安全性については、今後の安全審査において、国の専門家によりご確認頂けるものと考えています。
更に、敦賀３，４号機は従来のPWRに比べて、安全性、信頼性及び運転性の一層の向上を図った設計としています。例えば非常用炉心冷却設備を改良することで、万一の事故に備えた安全対策を一層強化しています。
なお、海外では、既に150万kWを超えるPWRが４基運転されています。
改良型、大型化の経緯と特徴、安全性、経費等を、既設の原発と比較してまとめた資料として掲示されたい。
回答
改良型PWRの開発経緯や特徴等については、パンフレット（敦賀発電所３，４号機増設計画〈設備の概要〉）や、公開ヒアリング報告書等をご参照下さい。
また、「電気評論」（電気評論社）において、当社より敦賀３，４号機の設計内容を紹介しています。（1998〜2002年・毎年１月号）。
ツインで共有部は何々か。その目的、長短及び安全性との関係を尋ねます。
回答
ツイン型では、建屋や設備等の一部が共用化できるため、シングル型に比べてより合理的でコンパクトな設計にすることができます。敦賀３，４号機では、制御建屋（中央制御室や換気空調設備等を収納）と補助建屋（廃棄物処理設備等を収納）内の設備等を共用しています。
原子炉の安全確保の観点から重要な設備は、国の安全設計指針に基づき各々独立に設置しているため、ツイン型の採用により安全上の問題となることはありません。中央制御室は共用しますが、中央制御盤等は各々独立したものを設置しているため、安全性を低下させることはありません。
なお、ツイン型は現在運転中のPWRで多くの採用実績があり、福井県内でも、高浜１，２号機、同３，４号機、大飯１，２号機、同３，４号機は、いずれもツイン型です。
「非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）について改良を行い、安全性を一層向上させるため、高圧注入系を従来の２系列から４系列にする」といいます。しかし、炉心冷却系の強化は、炉心に熱衝撃の後遺症を増大させます。その場合の炉心に対する影響について、具体的に尋ねます。
回答
非常用炉心冷却設備が作動したときの原子炉容器に対する熱衝撃については、既に体系的に評価するための基準が整備されており、敦賀３，４号機の設計においても、非常用冷却水の注入が原子炉容器の健全性に対して問題ないことを確認しています。また、詳細な評価内容については、工事計画認可申請段階で国の審査を受けることになると考えます。
「ＥＣＣＳの蓄圧タンクを改良し、従来の低圧注入系の機能に統一し信頼性を高める」といいます。しかし、冷却剤（水）損失など、炉心異常時の運転に低圧注入系の役割は大きく、コストダウンの観点から安全を犠牲にしたものといわざるを得ません。見解を尋ねます。
回答
改良型PWRでは二段階の炉心注入が可能な高性能蓄圧タンクを採用することにより、従来の蓄圧注入系と低圧注入系の両方の機能を兼ね備えた蓄圧注入系としています。そのため、結果的に低圧注入系は不要となっています。
蓄圧注入系は、外部の動力に頼らず、水は圧力が高いところから低いところへ流れるという単純な物理原理を利用しているので、従来にも増して高い信頼性を得られることになります。
なお、高性能蓄圧タンクの設計内容につきましては、パンフレット「敦賀発電所３，４号機増設計画〈設備の概要〉」をご参照下さい。
「美浜２号機の細管破断事故を教訓から〈蒸気発生器の信頼性向上〉のため、細管の耐腐食性改良（インコネルＴＴ６９０合金）や新振れ止め金具の採用を行うといいます。しかし、定検時にＥＣＴ（渦電流探傷装置）ではピンホールやクラックは発見できず、細管のギロチン破断が事前に防げないなど、対策は非常に不十分です。見解を尋ねます。
回答
敦賀３，４号機では蒸気発生器伝熱管の材料として、敦賀２号機で採用しているインコネルTT600に比べて一層耐腐食性が高く国内外で高い信頼性が確認されているインコネルTT690合金を採用するとともに、流力弾性振動に対する安定性を増加させるために、改良型伝熱管振止め金具を採用しており、これらにより一層トラブルの発生しにくい蒸気発生器設計としています。
さらに、伝熱管の検査として定検毎に実施している過電流深傷試験（ECT)については、腐食等により伝熱管の漏えいに至る前の小さな欠陥も検出できるだけの精度があります。
質問７．耐震Cクラス建屋について
「高度なディジタル技術を駆使した計測制御システムを採用」するといいます。
しかしデジタル計測器が設置される建屋のうち、耐震基準がＣクラスの建屋は地震の被害が大きく、必ず故障が起きるといわれています。柏崎・刈羽６号機では、マイコンのビット化けで誤信号が出るトラブルが発生しています。これにどう対応されるのか尋ねます。
回答
ディジタル式計測制御設備の導入により、プラントの運転を容易化できるとともに、自己診断機能を持たせるなど計測制御設備の信頼性を高めることができます。
ご指摘の耐震Cクラスの建屋にはタービン建屋がありますが、仮にこの建屋に設置された機器が利用できなくても、原子炉の安全性を確保できる設計としています。これは、計測制御設備についても同様であり、ディジタル化とは無関係です。
柏崎・刈羽６号機のトラブルは、計測制御設備の故障により循環ポンプが停止し出力が低下したため、原子炉を手動停止したものですが、原子力発電所は万一、このような機器の運転を制御する設備に故障が発生し、異常状態になった場合でも、その異常を検知し原子炉を安全に停止する設計としています。また、この原子炉の緊急停止回路等は、多重性を有しているため、万一、一つが故障したとしても、原子炉を安全に停止することができます。
質問８．プレストレストコンクリート製格納容器について
「プレストレストコンクリート製格納容器を採用する」といいます。しかし従来の格納容器は、厚さ３８ミリの鋼板製でしたが、コンクリートと厚さ６ミリの鋼板に変更するもので、従来のものと比べると強度が落ちます。安く造ろうとするもので大変危険だと考えますが、見解を尋ねます。
回答
原子炉格納容器は、放射性物質閉じ込めの観点から十分な耐圧機能（強度）と耐漏洩機能（気密性）を有していますが、綱製格納容器の場合は、両方の機能を鋼板に持たせた設計としています
一方、プレストレストコンクリート製格納容器の場合は、厚さ約６mmの銅板によって高い気密性をもたせ、銅線の束で締め付けた厚さ1.1〜 1.3mコンクリートで強度を持たせています。
従って、プレストレストコンクリート製格納容器が銅製格納容器に比べて強度が落ちることはありません。
なお、プレストレストコンクリート製格納容器の場合は、綱製格納容器に比べて高い最高使用圧力を持たせることができることから、コンパクト化が可能となり、耐震性を向上することができます。このプレストレストコンクリート製格納容器は既に採用実績があり、福井県内でも敦賀２号機、大飯３，４号機で採用されています。
質問９．ウランの有効利用及びプルサーマルについて
「ウランの有効利用」といって、燃料の周辺に中性子反射体を配置するなどして、燃料に低濃縮ウランを採用する。またプルサーマル計画（ＭＯＸ燃料を１／３〜１／４炉心）も計画されているといます。これは、燃料の融点の低下などの問題があり、また、炉心の制御が困難になるなど、大変危険です。見解を尋ねます。
回答
敦賀３，４号機では、原子炉から漏洩する中性子を減少させ、炉心内での中性子を有効利用することができる中性子反射体の設置を予定しています。炉心の熱出力は炉心内での核分裂数で決まり、核分裂数は核分裂性物質の量と中性子の量の積に依存します。中性子反射体の設置により、炉内の中性子量が増えることから、核分裂物質の必要量が減少し、燃料の濃縮度の低減が可能となったものです。なお、炉心の単位体積当りの発熱量は先行４ループプラント並みで、核分裂数は変わらないため、炉心の制御が困難になることはありません。また、他プラントと同様に二酸化ウラン燃料を使用する予定であり、融点が低下することはありません。
また、将来プルサーマルを導入する場合には、ウラン燃料との物性値の違いを考慮して炉心・燃料設計を行うこととしており、MOX燃料で運転時の異常な過度変化において想定される燃料温度については、融点に十分余裕を持たせることとしています。
炉心の制御面でも、原子炉に何らかの異常が生じた場合を考慮しても、従来のウラン燃料を用いた場合と同様な炉心特性とする設計が可能であることが認められているので、炉心の制御が困難になるようなことはありません。
「大型化した分の熱を除去するための冷却水の水量を増やし、一次冷却材ポンプを大型化する」といいます。これは最重要な機器であり実物と同じ構成で、実証試験が行わなけれる必要があると考えます。どのような試験を行い、どんなデーターが得られたのか尋ねます。
回答
当該ポンプについては、実機と同じ構造の１／2.5縮尺のポンプを用いた性能試験を実施し、JISに従ってポンプ特性（流量−揚程の関係）を評価して、設計の妥当性を確認しています。また、実機の出荷前実験でもポンプ特性や振動特性を確認することとしています。
B.事故対応について
「事故発生時はただちに国や自治体へ通報する。」となっています。「ただちに」とは「何分以内を考えているのか」を尋ねます。
回答
事故時の通報については、正確さとともに迅速であることが重要と考えており、当社でも可能な限り速やかな通報を目指しています。なお、原子力災害対策特別措置法においては、一定の基準に定める異常事象が発生した場合、直ちに国や自治体へ通報することが定められています。この通報は、原子力防災管理者（所長）が発見後又は発見の通報を受けた後、１５分以内を目途として行うことが、国の防災基本計画で義務付けられています。
今までの原発事故ではすべて自治体への通報の遅れが多く、その度に「今後改善する」と弁明されてきたのですが、これは体制に問題があると考えられます。３．４号機では、どんな通報体制を確立しているのかを尋ねます。
回答
通報については体制や機材の整備を行い、改善に取り組んできています。具体的には、休日や夜間を含めた複数の連絡当番者による通報連絡体制の確立や、一斉FAX機器の導入による通報の迅速化等を実施してきています。また、実際の運用面においても、訓練を通じて常に維持・強化に努めており、敦賀３，４号機においてもこれらを反映のうえ、通報連絡の万全を期する所存です。
C.定期検査の短縮、労働者の被ばくについて
質問１．定期検査期間について長サイクル運転、定期検査の短縮について尋ねます。
聞くところによると、新しい原発は１８〜２４ヶ月の長サイクルを計画しているとのことですが、３．４号機での計画は。また、定期検査は何日を予定しているのかを尋ねます。
回答
敦賀３，４号機は、現在の電気事業法に従った運転期間を予定しています。定期検査期間については、現時点では具体的な計画は決まっておりません。
１．２号機における労働者の被ばくの実体を尋ねます。
回答
管理区域内で働く放射線業務従事者の受ける線量については、法令遵守は勿論のこと、作業内容に応じた線量低減対策を実施して放射線業務従事者の受ける線量を少なくするように努めています。過去３年間における敦賀発電所の放射線業務従事者の平均線量は0.6〜1.2mSvと線量限度50mSv／年の１／10以下となっています。
下請け企業の労働者の被ばくが深刻と言われています。特に定期検査の短縮による影響が大きいようですが、最近の定期検査の日数、下請け労働者の被ばくの実状、健康管理の状況を尋ねます。
回答
定期検査に要している日数は、敦賀２号機の通常の定期検査について最近の実績を見ると最短で４４日、最長で９１日となっていますが、それぞれにおける協力会社の放射線業務従事者の平均線量はいずれも１mSv未満であり、定期検査短縮により放射線業務従事者の受ける線量は増加していません。
なお、放射線業務従事者の健康管理については、法令に基づき、それぞれ雇用している事業者が行っています。事業者は放射線業務従事者に対して年１回の定期健康診断に加えて６ヶ月に１回の電離放射線健康診断を行い健康上の問題の有無を確認しています。
被ばくをした場合の処置について尋ねます。
回答
管理区域内で働く放射線業務従事者が、法令で定められた線量限度100mSv／５年又は50mSv／年を万一超えた場合には、健康診断を実施するとともに監督省庁（経済産業省、労働基準監督署）に届け出ることになっています。
なお、医療処置が必要な被ばく者が発生した時は、事業所内で出来る応急処置を行うと共に防災指針に示される初期被ばく医療機関へ迅速に搬送します。初期被ばく医療機関は患者の緊急度や重篤度に応じ上位の二次、三次被ばく医療機関へ後方搬送するなど、相互に連携を行い遅滞なく、必要かつ十分な被ばく医療を実施することとしています。
D.テロ対策について
公開ヒヤリングで「原子炉格納容器は厚さ１メートル以上のコンクリートで、飛行機などが高速で衝突しても主要機器が大きな損傷をうけることはない。」と説明していますが、炉の格納容器だけが安全であっても安全の保障にはならず、格納容器の外にある配管が一本破断されても大事故になるのではないのでしょうか。どの部分を破壊されても安全ではあり得ないのが原発で「原発はテロに弱い」から、警備体制をとっているのではないでしょうか。
質問．テロ対策について
格納容器の厚さだけで安全を主張するのでなく、広範囲にわたる被害を想定して可能な対策を研究すべきであると考えますが、見解を尋ねます。
具体的には、航空機やテポドン等で格納容器以外の施設が大きく破壊されたり、運転室に爆薬などが投げ込まれた場合、致命的な事故になるのではないでしょうか。
回答
原子炉容器、蒸気発生器等の安全上最も重要な設備は、厚さ1.1〜1.3mのプレストレストコンクリート製格納容器の中に収納しています。主蒸気配管や主給水配管は、タービン建屋につながっていますが、たとえこれらの配管が使用できない場合でも、原子炉を停止し、冷却することが可能です。
また、非常用炉心冷却設備等、異常や事故時に必要となる設備は、多重に設置し、物理的に分離する等、仮に１つの設備が利用できなくても、他の設備がバックアップし、原子炉の安全性を失わないようにしています。
また、中央制御室（運転室）に関するご質問ついては、原子力発電所は法律に基づく各種の防護措置を講じているため、爆薬などを所持して中央制御室に入り込むことは困難であると考えます。
なお、航空機、ミサイル等を使用したテロ活動のような問題は原子力発電所の設計で対処するというよりも、むしろ国の安全保障という広い立場から対処する必要がある問題と考えます。
E.耐震について
説明によれば、「地震対策として１，活断層の上に作らない。２，岩盤状に建設する。３，最大の地震を考慮した耐震設計とする。また、活断層については綿密な調査を行い、建設予定地点では活断層がないことを確認しているが合わせて最新の知見と技術で広い範囲にわたって調査した。」とのことであるが、質問１．活断層の調査データについて
「広範囲にわたって調査した」といわれる、活断層についての調査データを公開されたい。
回答
活断層の調査にあたっては、文献調査に加えて敷地及び敷地から半径約30kmの範囲を基本として、空中写真判読、地表地質調査、海上音波探査等の詳細など各種地質調査を行っております。
上記の各種地質調査のデータ及びこれらのデータに基づく断層評価については、現在原子炉設置変更許可申請に向けて取り纏め中であり、原子炉設置変更許可申請書において公開されることとなります。
「想定できる最大の地震規模を考慮して設計する」とのことであるが、想定した最大の地震の規模はいくらか。また、これはどのような手法で、どのように考慮されたのか、尋ねます。
回答
敦賀３，４号機の耐震設計においては、敦賀２号機と同様に敷地に最大の影響を与えると考えられる地震を考慮して耐震設計を行います。具体的には、地震の規模（マグニチュード）と敷地までの距離を考慮して地震動の大きさを適切に評価し、耐震設計に反映します。
なお、敦賀２号機の場合、過去の地震では１８９１年の濃尾地震のマグニチュード（Ｍ）8.0、活断層では甲楽城断層や柳ヶ瀬断層等によるＭ７クラスの地震、また、Ｍ7.8の地震地体構造から想定される地震を想定しています。
浦底断層についての調査事項及び建設予定地との離隔距離を尋ねます。また、敦賀半島沖の海底断層の調査結果とその評価を尋ねます。
回答
浦底断層については、敦賀２号機において耐震安全性を評価し確認している断層であり、敦賀３，４号機においても、各種地質調査等を実施しております。また、離隔距離については、約１km程度であります。
海底断層の調査にあたっては、文献調査に加えて敷地から半径約３０kmの範囲を基本として、海上音波探査等の地質調査を行うとともに、他機関が実施した海上音波探査記録の再解析も実施しております。
上記の地質調査のデータ及びこれらのデータに基づく断層評価については、現在原子炉設置変更許可申請に向けて取り纏め中であり、原子炉設置変更許可申請書において公開されることとなります。
原子炉建屋、タービン建屋等各部の耐震基準はいくらに設定するのかを尋ねます。
回答
原子力発電所の耐震設計では、地震が発生した時に放射性物質を閉じこめる機能および原子炉の安全停止状態を維持する機能の必要性の程度から、その重要度に応じ建物・構造物等をAs,A,B,Cクラスに分類しています。敦賀３，４号機の原子炉格納容器はAsクラス、原子炉建屋、制御建屋はAクラス、補助建屋はBクラス、タービン建屋はＣクラスとして耐震重要度を分類しており、耐震設計審査指針を踏まえて、敦賀２号機と同様の耐震設計を行います。
３．４号機の基本設計の耐震設計は、「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」（現行指針）のみでなく、建築基準法施行令の定めによる「時刻暦応答解析動的設計」（「動的設計」）に基づいて行うのか、尋ねます。
回答
時刻歴応答解析に関しては、「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」を踏まえて策定された「原子力発電所耐震設計技術指針」に地震に対する建物の状態を求める計算手法（地震応答解析）の一つとして示されています。
敦賀３，４号機の重要施設の耐震設計については、建築基準法施行令で定める時刻歴応答解析による動的設計に相当するものとして、この技術指針に従い、既往の研究や実験等を参考にして振動性状を適切に把握できるような建物のモデル化を行った後、時刻歴応答解析を用いて設計用地震に対する建物の状態を評価して設計を行うものとしています。
なお、原子力発電所建物の設計の場合は、増幅の少ない堅固な岩盤であることや敷地ごとの調査に基づき地震動を設計することから、建築基準法に基づく超高層建物の設計に用いられる標準的な地震動とは異なりますが、時刻歴応答解析手法は同等なものです。
１，日本原電は説明で、３・４号機の応答スペクトル図から「一部長周期において下回るところもあるが、原子炉施設の安全上重要な設備については、剛構造であり固有周期が短周期に集中していることから、（現行指針の）妥当性を損なうものではないと考えている」といいます。
しかし、関西電力の大飯３号機の設計及び工事認可申請書では、原子炉建屋の一次固有周期が南北方向で０．６６４秒、東西方向では０．５８７秒と長くなっています。
「短周期に集中」というなら、すべての建屋、機器、配管などの固有の振動周波数と固有周期を尋ねます。
回答
ご指摘の応答スペクトル図は敦賀３，４号機の設計用基準地震動の応答スペクトルではなく、兵庫県南部地震時に神戸大学において観測された地震動の応答スペクトルです。一般に原子力発電所の設備に対する耐震設計は、建屋の振動と共振しないようにするため、その機器が設置されている位置の床応答スペクトルの卓越する周期より機器の固有周期が短周期側になるように設計することとしています。従って、一次公開ヒアリングでは、「神戸大学において観測された地震動の応答スペクトルと、神戸大学の位置で仮に設定した設計用基準地震動の応答スペクトルと、神戸大学の位置で仮に設定した設計用基準地震動の応答スペクトルの双方を比較すると、一部長周期において観測記録が設計用基準地震動を上回る箇所があるが、原子炉施設の安全上重要な設備については剛構造であり、固有周期が短周期に集中していることから、現行指針の妥当性を損なうものではない。」という趣旨の説明をさせて頂きました。
なお、敦賀３，４号機の建物・機器・配管の耐震設計については、今後、敷地で想定される最大の地震等を考慮して設定された設計用基準地震動を基に、建物の振動特性（固有周期等）の影響も十分考慮し、具体的な設計を行うこととしています。これらの耐震設計の妥当性については、工事計画認可の段階で国の審査を受けることになります。
２，説明で、「重要な設備については、実際のまたは詳細に模擬した設備を多度津の振動台で実証試験している」といいますが、せいぜい２ｇ（１ｇ＝９８０ガル）であり、実証試験の名に値しません。すべての建屋、部屋の応答スペクトル図を明らかにしていただきたい。さらにそこでの機器、配管の固有周期と受ける加速度の大きさを尋ねます。
回答
（財）原子力発電技術機構の実証試験では、原子力発電所の安全上重要な設備について、実物大またはこれに近い大きさの試験体を使って耐震性を実証することを目的としています。具体的には、多度津工学試験所の大型振動台を使って原子力発電所の耐震設計で想定している地震動により試験体を加振し、耐震設計手法の妥当性を確証する他、実際に機器が受ける地震動よりも大きな地震動に対しても耐えられることを確認しています。
なお、機器、配管の固有周期等については、今後の詳細設計段階で確認していきます。
２．必要性について
「電力需要が低迷する中で３００万ＫＷもの原発が必要か」の問に説明では「産業界は低迷しているが、家庭用、業務用はのびている。２０１０年までに国全体では２９００万ＫＷ増加する見込みで、中電、関電、北電を合わせた需要電力の伸びは約１０００万KWの予定」で「３．４号機の発電電力は関西電力、中部電力、北陸電力に買電の約束ができている」と述べています。しかし、関西電力では１３．１４年度で５００万ＫＷの火力を停止しており、北陸電力は志賀原発が完成すれば電力が余剰を生じるといわれています。
質問１．契約内容について
３．４号機の発電電力は関西電力、中部電力、北陸電力に５：４：１の比で売電される約束と聞いていますが、事実ですか。契約内容を尋ねます。
回答
敦賀３，４号機の発電電力につきましては、中地域３社（中部電力、北陸電力、関西電力）に買っていただくことになっており、その比率については、今度詰めていくことになります。
電力の需要予測について説明では「新しい産業構造の変化の中で、電力の需要も着実に伸びていくことを前提にしている」とのことであるが、この前提こそ虚構の予測です。計画の破綻は必定と考えますが見解を尋ねます。
回答
電力会社が国に提出した平成１４年度供給計画においては、長期的な需要量は、予想される社会の高齢化や情報化社会の一層の進展等により、着実に伸びていくものと予想しております。敦賀３，４号機は、これらの需要に対応する供給力として、受電予定各社の電源開発計画に組み入れられており、当社としては、本増設計画はけっして虚構の予測に基づいたものではないと考えております。
３．建設費削減について
建設費８３００億円が７６００億円に削減するとのこと。「なぜ７００億円削減なのか。安全性が犠牲になるのでは。」の問に対して説明では「７６００億円は目標であって設計、工法を合理化し、安全性を確保しながら、経費削減に努める。」と言っています。
質問１．建設費削減について
８３００億円はどの段階での見積価格なのか。７００億円という数字はどのようにして出てきたのか。７００億円の算出の根拠と、削減による発電単価への影響を尋ねます。
回答
8,300億円の目標建設費は平成１０年度に設定しておりますが、今般、最近の電力の自由化と市場の動向を考慮して、当社のコスト削減目標として２５万円／kWを掲げたものです。8,300億円の建設費に基づく発電単価については、平成１１年度及び１２年度の供給計画に記載しておりますが、建設費削減の発電単価（敦賀３，４号機の平均発電原価）への影響については、先の供給計画と同じ算定機関を１６年、設備利用率７０％を基に現時点で試算した場合、以下の通りとなります。
目標建設費８３００億円 ：８．２円／kWh
（平成１１年度・１２年度の供給計画）
削減目標２５万円／kWでの試算：７円台半ば／kWh
なお、これらの建設費低減については、設計・建設工法の合理化、発注方策の工夫、金利負担低減の工夫等によるものであり、決して安全性・信頼性を犠牲にするものではありません。
発電単価が５．９円／KWHとするためには建設費はいくらになれば良いのか、尋ねます。
回答総合資源エネルギー調査会原子力部会では、設備利用率８０％、運転期間４０年等の一定の前提をおいて原子力発電所の発電原価を5.9円kWhと試算しています。仮に質問１．の試算ベースと別に、この算定条件に合わせて敦賀３，４号機の平均発電原価を試算すると、8,300億円の場合では総合資源エネルギー調査会の試算と同程度となります。
建設費低減の方法としてあげている「設計・建設方法の合理化」とは具体的にどのようにするのか尋ねます。
回答設計・建設方法の合理化については、次のような例があります。
・３次元CAD等の設計技術を用いた機器・配置類の合理的な配置設計・建屋のコンパクト化
・近年の技術進歩に伴う新しいタイプの設備の導入。
・コンピューター技術を用いた高度な制御方式の適用による機器・設備の合理化。
・大型ブロック組立て工法・大型クレーンの採用による現場工事の効率化。
４．使用済み燃料の保管と廃棄物処理について
説明によれば、「使用済み燃料は発電所内の貯蔵プールで冷却・貯蔵した後、再処理工場、中間貯蔵施設に搬出する。貯蔵プールの容量は先行プラント並み」と言っています。
質問１．貯蔵プールの容量について
聞くところでは、貯蔵プールの容量は運転寿命期間の４０年分とのことですが事実ですか。また、「先行のプラント並みの容量」とは何年分の貯蔵容量をさすのか尋ねます。
回答
敦賀３，４号機の容量は最新の先行プラントと同程度の約１０炉心分の容量となっています。この容量は仮に発電所からの搬出がないとした場合、約３０年分に相当します。
貯蔵プールでの冷却・貯蔵期間は何年間を考えているのか、尋ねます。
回答
他の原子力発電所を含めた再処理工場の受入計画や中間貯蔵施設の状況等を勘案して使用済燃料の搬出計画を検討することとなるため、現時点では貯蔵期間について一概にお答えすることは出来ません。
説明では「情報は原則的にすべて公開する。正しく、早く、わかりやすくを基本とする。地域への理解については住民対話に力を入れ積極的な情報公開、見学会、訪問対話を行う」とあります。 この観点から次の要請をします。
要請１．福井県冊子用の資料請求について
昨年９月、福井県は貴社の資料を検討して「敦賀３．４号機の安全性の確認について」の冊子を作成しました。この冊子作成にあたり貴社が福井県に提出した資料を 一部請求します。
回答
必要な資料については、ご相談頂ければ検討します。
大型化、改良型についての構造物の各種解析や試験のデータをすべて公表されたい。
回答
改良型PWRの設計に関連して実施した各種試験の内容や結果については、学会発表や論文投稿等を通じて、既に多くが公開化
各種データ、資料を公開した後、市民、批判的な学者・専門家を交えた公開討論会の開催を要請します。（討論会の持ち方については協議することとする）
回答
今年２月の公開ヒアリングの場では、計２０名の方から貴重なご意見を頂きましたが、当社ではこれまでにも地域の皆さんのご意見をお伺いする各種理解活動を実施して参りました。例としては、社員が地域の皆様の自宅を訪問する「訪問対話活動」（敦賀市内において毎年実施）がありますが、最近では、
・「エネルギーについてのお話と、ご意見をお聞きする会」（平成１２年）
（県内全３５市町村で計４９回実施、参加人数約2,500人
・「げんでんふれあい講演会」（平成１３年）
（県内９地区で計９回実施、参加人数約2,300人）を開催して、県内全域でのご理解を頂いてきており、平成１４年についても引き続き「ふれあいトーク」として活動を継続して参ります。
従って、当社としてあらためて公開討論会を開催することは予定しておりません。
６．地域振興について
１，雇用について
説明によれば、増設による雇用の見通しとして１，２号機合計で約１３５０人（社員３５０人、協力会社１０００人）が１〜４号機の合計約２０００人（社員５００人、協力会社１５００人）に増員する、とされています。
質問１．敦賀１号機廃炉時の雇用者影響について
今論議されているように１号機が廃炉になった場合には、この雇用数はどのように変わるか、を尋ねます。
回答敦賀１号機停止に伴う雇用に対する影響については、敦賀３，４号機増設に伴いどう吸収していくかという課題もあるため、現在検討を実施しています。
１．２号機の雇用数について集計された協力会社について、協力会社の定義、会社の数、社名を尋ねます。
回答
協力会社とは定常的な発電所の保守・運営に携わる常駐会社のことで、平成１４年３月末現在、敦賀発電所には原電事業、原電ビジネスサービス、原電情報システムをはじめとする２２社が常駐しています。
雇用は地元に配慮するとのことであるが、配慮の内容と、具体的な対策を尋ねます。
回答
雇用については、原則的に個人の資質を重視して採用していますが、その選考過程において、地元出身の方々については、地域企業として地元活性化の観点から、できる限り配慮をしていきたいと考えています。
質問１．地元企業への技術移転について
説明では「地域振興を一過性に終わらせないために、地元企業への技術移転を進めている」とのことであるが、具体的に説明されたい。
回答
地元企業への技術移転に向けた対応としては、敦賀商工会議所の「エネルギー産業起業化研究会」における当社と地元企業との技術交流や、当社の発電所が抱える課題解決のための、地元企業や大学への研究公募などがあります。このようにお互いの技術の研鑽や活用を図ることで、新産業の創出や産業振興に役立てるよう、今後ともより一層努力して参ります。
説明にあった「３．４号機増設に伴う福井県内における経済的波及効果は経済的波及効果、約１２００億円、雇用数の増加 約６０００人」の計算根拠を尋ねます。
回答
敦賀２号機建設時のケースを、想定される敦賀３，４号機の建設規模に適用し、福井県産業連関表を用いて、発電所建設に伴う波及効果（投資効果）と建設に伴い事業者の現地人員が増加することによって発生する消費の波及効果（消費効果）並びにこれらによって誘発される雇用者数の増加を試算したものです。
原発が立地されているために観光客の足は遠のき、製造業は振るわず、産業誘致も進まず、産業がひずんだ形となっています。原発企業としてこの問題をどのように見ておられるのか、を尋ねます。
回答
一般論として、近年の、観光客の減少傾向については、景気低迷やライフスタイルの多様化などによる全国的な傾向であると考えていますが、こうした傾向に対し、当社としても、産業振興の面から、市などと連携して観光の活性化に役立つような取り組みに努めて参りたいと考えています。
７、環境、温排水の影響について
質問１．温排水の影響について
説明では「温排水拡散予測範囲（包絡）が１℃の上昇範囲が沿岸から東西１３km南北６km、２℃上昇範囲が径約６kmとなっている」にも関わらず、「海生生物への影響は放水口近傍では多少あるが広い沿岸部では影響がない」と極めて楽観的な見通しであるが、河野村の陳述者も述べているように、沿岸から数キロの範囲は漁業にとって極めて大切な場所であることを認識し、生態系に与える影響を綿密に調査する必要があると考えますが、見解を尋ねます。
回答
温排水は放水口から出るとすぐ浮上し、数百メートル沖合では海の表層をゆっくり薄く広がるので、海面下には影響を与えません。また、拡散範囲は、いろいろな流れの方向のケースを包絡した範囲で示していますが、実際の拡散範囲は海の流れによって包絡範囲内で変化し、包絡範囲全体を常時占めているわけではないことをご理解ください。
発電所稼働に伴う温排水の影響については、事業者としても大きい関心を持ち、長期間にわたって調査してきていますが、敦賀２号機の長期間の運転によっても放水口近傍を除くと出現生物に大きな変化がありません。このような経験も踏まえ、前述したように、敦賀３，４号機運転開始後も沿岸部の２℃以上の水温上昇範囲は現状とほとんど変わらないこと、等から影響を判断しています。
復水器への貝類付着防止のため、次亜塩素酸ソーダを注入するといいます。説明では、「３,４号機の放水口においては検出限界値（０.０１mg／ｌ）未満となるように管理することから、放水後の海生生物への影響はない」といっています。しかし、覆水器内ではかなり高い濃度であると考えられますが、その濃度を尋ねます。
回答
注入する次亜塩素酸ソーダは、冷却海水の一部を電気分解して得られるもので、薬品として外部から持ち込むものではありません。次亜塩素酸ソーダは注入後、海水の中に含まれているアンモニア態窒素等と反応して、急速に濃度が低下する性質を持っています。注入濃度は概ね0.1mg/l 程度とする計画ですが、放水口で検出限界値（0.01mg/l)未満となるよう注入濃度を調整することとしています。
なお、敦賀１号機には以前から次亜鉛素酸ソーダを注入していますが、周辺海域の海生生物の出現状況に大きな変化がみられないことからも、影響はほとんどないものと考えます。
冷却水として吸い込まれた大量の海水中には、卵や幼生など微小な海生生物が多く存在します。それへの影響と、生態系にあたえる影響を尋ねます。
回答
冷却水とともに取り込まれるプランクトンや魚等の卵・稚仔への影響については、昭和５２年から、第３者機関としての財団法人海洋生物環境研究所によって継続的に研究が行われています。
これまでの上記研究の結果では、魚等の卵・稚仔については、発電所を通過してもかなり耐性があり、相当な割合で生存して海に戻っていくことが確認されています。
また、水産庁では、県内原子力発電所の取水口付近に生息するカサゴを代表例としてとりあげて、取り込まれたものは全て斃死すると仮定して影響評価を試みています。浮遊性の魚卵及び稚仔の時期は、自然の状態でも他の魚等に食べられることなどにより、最も減耗の多い時期とされており、カサゴは自然状態でも毎月数十％初期減耗するのに対し、海域全体からの復水器への総連行量は0.2％〜0.4%程度と小さいと評価しています。
敦賀３，４号機予定地周辺海域に出現する魚等の卵・稚仔についても、冷却水の取水により多少の影響を受けることも考えられますが、これらは広く分布していることから、海域全体からみれば影響は少ないものと考えられます。
公有水域を沖合４〜５百メートル埋め立てることは、海生生物や生態系に与える影響は甚大であり、「海食洞」が砂などで埋まり消滅する可能性も指摘されています。日本原電は、これらについて模擬実験を行い、影響についてきちんを調査すべきと考えますが、見解を尋ねます。
回答
海面の埋め立てにより周辺海域の藻場の一部が消失することから、海生生物への影響が生じますが、可能な限り藻場の機能の回復を図り影響の低減を図っています。また、海食洞の浸食及び土砂の堆積の影響については水理模型実験を行って検討し、その結果浸食や土砂の堆積のないことを確認しています。
なお、これらの影響の予測評価については環境影響評価書に記載し、国の確認を受けています。
建設予定地に棲息が確認されている絶滅危惧種の「ヒナコウモリ」、危急種の「ハヤブサ」などに対する影響を尋ねます。
回答
ヒナコウモリの育雛コロニーは工事実施区域の外であり、また、ハヤブサについても発電所敷地内及びその近傍での営巣は確認されておらず、いずれも繁殖場所への直接的な影響はありません。
なお、これらの影響の予測評価については環境影響評価書に記載し、国の確認を受けています。
以上
