2020-05-19 第201回国会 衆議院 原子力問題調査特別委員会 第3号
実用化には、放射能を浴びる中で高温に連続して何年も耐えられる炉壁の開発など、結構時間のかかる研究開発が必要などの課題もありますけれども、これらの研究開発に研究者や技術者が夢を持って課題に取り組むことができるような環境整備を進めてもらいたいというふうに思っております。 次に、新型コロナウイルス感染症による影響について伺います。
実用化には、放射能を浴びる中で高温に連続して何年も耐えられる炉壁の開発など、結構時間のかかる研究開発が必要などの課題もありますけれども、これらの研究開発に研究者や技術者が夢を持って課題に取り組むことができるような環境整備を進めてもらいたいというふうに思っております。 次に、新型コロナウイルス感染症による影響について伺います。
核融合の前提となるプラズマ状態は、プラズマが炉壁に直接触れただけで不純物がまじったプラズマは冷えてしまい、融合反応はとまる、比較的安全な技術だと言えます。 現在、実用化が目指されている核融合は、トカマク型であります。プラズマ状態の重水素とトリチウムを反応させて、ヘリウムと中性子とエネルギーを生み出すタイプであります。
猛烈な中性子のエネルギーが、その包み込む商業動力炉の炉壁にダメージを与えていくわけですよ。 これに関して、これも課題としてしっかりきのう言っておいたんですが、これ、可能ならどうやって実現するかを、今、国際核融合材料照射施設、ＩＦＭＩＦにおいて開発が進められていると聞いておりますが、この点はどういうふうに考えて、ここがかなり大事なポイントになると思うんですね、実現に向けて。
お話はかわりますけれども、にわか勉強で恐縮でありますが、しかし、核融合時に発生する中性子が核融合炉の炉壁を傷める、こういうことがあると言われています。そうすると、実用化した炉が、材質によりけりで、どのぐらいの年数もつのかということになってくる部分もあるのかなというふうに私なりに考えるんですけれども、それは、先ほどのコスト・ベネフィットの問題にもかかわってくる。
また、イーターで生じる中性子によって炉壁や建造物が放射化し、四万トン余りの放射性廃棄物が生まれると考えられており、実験終了後は、放射化された装置と建物によって大きな環境汚染が引き起こされるおそれがあります。 さらに問題なのは、イーター計画に要する費用が莫大だということであります。
それで、加圧水型原発については、高速中性子が、要するに、今言いました圧力容器の壁、炉壁などに、母材に照射されることによって、中性子が当たりますと金属格子がきちっとした組み合わせのところからずれるものですから、格子欠陥というんですが、これが生じます。
それは二〇〇一年の一月十八日に新聞等でも先生が明らかにしておられますが、ＩＴＥＲの炉壁の放射線損傷の問題は深刻だということの御指摘と、ＩＴＥＲ型ではない別な核融合反応を検討することなども提起しておられます。
ただ、まず、ＩＴＥＲに使う材料のことから申し上げますと、ＩＴＥＲに使いますこのブランケットの材料あるいは炉壁の材料、これにつきましては、既にこの間の関係各国によります研究開発の結果、十分信頼性のあるものができておりまして、ＩＴＥＲを建設する上では材料の問題は十分対応できるというのが関係六カ国のコンセンサスでございます。
ただ、先生御指摘のとおり、将来核融合から実際にエネルギーを取り出す装置をつくるということになりますと、そこにおける中性子の量も多くなりますし、やはり炉壁の耐熱性あるいは低放射化材料ということが必要になりまして、ＩＴＥＲで使われる予定のステンレス鋼では、それ以降のエネルギーを取り出す装置については難しいのではないかという意見が多いということでございまして、その点は専門家の中でも議論が行われております。
そして、今、二十年ずっと大丈夫だというお話だけれども、実際には三年に一回ぐらいの炉壁の交換が必要になってくるということは、これはいろいろなところで皆さんおっしゃっておられるので、実は六カ月に一回ぐらいの交換が必要じゃないかという話だって専門家の間ではあるわけで、そうすると、交換のたびに維持その他で物すごいコストのかかる実験装置なんだということも指摘しておきたいと思います。
ＩＴＥＲの炉壁、ブランケットは、かつて科学技術庁の方から伺ったところでは、二十年間の実験期間中に交換は必要ないように設計されている、そういう説明でした。そのような材料の開発はもう済んでいて、五年なり十年なり実際にこれを使用して高速中性子の照射を受けて、それでも何も問題が起こらなかったという実験データがきちんとあるのか。
ただいまの御質問は、ＩＴＥＲの炉壁材料の技術的完成度についての御質問であると存じますが、ＩＴＥＲにつきましては、我が国、それからＥＵ、ロシア、それぞれ関係諸国がそれぞれのパートについて工学的な研究開発を分担しながら実施してまいったわけでございます。
発生の部位で見ますと、ボイラーの炉の炉壁管が最も多うございまして、全体の約半分を占めております。これを含めまして、火力の場合はほとんどが小口径の配管となっております。これを原因で見ますと、配管の外側からいわゆる磨食、エロージョンと言っておりますが、これが最も多くて全体の二三％、疲労によるものは一三％ぐらいになっております。
特に炉壁をどうするか、専ら我々は火をつけるところを一生懸命やっていますが、エネルギーを出すところまでは一生懸命なんですが、それを入れる入れ物などの研究はまだまだ十分ではない、こういうところを積み重ねていかなければならないと思っています。 そこで、国際的なＩＴＥＲをどう考えるか。これはなお三極による二年間の研究をじっと今見詰めているところであります。
もっともこの図を見ると、炉心槽というか、このパイプの左の方に細い層で区切っていますから、これを越えて水が出るならここの場合は炉壁に伝わるわけはない、こういう配慮はあると思うのですね。 そこで、左側の安全注入管台、これはＥＣＣＳの冷たい水が上から来て、そして入り口の配管の中に入ってこれが中へ入ると思うのですが、このときにつぎ込まれた冷たい水は左へ行くのですか、右へ行くのですか。
そこで、同様の関係なのですが、ＥＣＣＳが働いて冷たい水が入ってくる、そのときに冷たい水が炉壁等にずっと伝わったりすれば熱衝撃が起こると思いますが、それについてどういう状況であったかということについて二、三お尋ねしたい。これは通産の方から出してもらった資料で、原子炉の図がまず一枚目にありますから、ちょっとこれを見ながら質問をいたしたいと思います。
○辻（一）委員 ちょっと雑音で聞いたのだけれども、三菱が、ここの水が炉壁を伝わるというか、炉心にどういう影響を与えるかについて新しいコンピューターを開発して資料をつくっているということも聞いたのですが、そんなことはあるのですか、全然ありませんか。
特に私たちが一番心配をしているのは、原子炉の中の中性子脆化、炉壁の中性子脆化の問題がこれから進行していくであろうということを考えてまいりますと、やはり慎重に対処しませんと、もし一カ所そういうような事故が起こった場合には、すべてとめて点検をしなければならぬということになる。
というのは、実物と同じ形の炉で、電気ヒーターの加熱等によりまして運転と同じ温度、圧力条件のもとで水位低下をさせたところにＥＣＣＳを注入してみると局部の温度がどういうふうになるかということがわかるわけですから、そのような実験をやって炉壁がそういう中性子脆化の現象で弱っておるような状態の中にあるときには、それを確認をしていくというやり方が必要ではないだろうかと思うのですが、そういうようなことをおやりになる
一つのプラントの解析の例というようなことで御理解いただきたいと思いますが、炉壁の温度は水の温度に依存するというようなことで、炉内の水の温度がどんな形に変化していくかということで御説明させていただきたいと思います。 まず事故が発生しました状態におきまして、一応冷却材温度が二百九十度弱でございます。
○村山（喜）委員 注入しましたときの炉壁の温度は何度になるということで想定しているのですか。今温度は言いませんでしたね。緩慢な形で推移していくということでぼかしているんだが、皆さん方は実験をし、あるいはコンピューターに入れて作業された数値をお持ちだろうと思うのだけれども、そのときの高圧水を注入したときの炉壁の温度がどういうふうになると見ているのですか。
乱れできますと、直接炉壁にかからない工夫があるといってもかからない保証は私はないと思う。したがいまして、今おっしゃったような、例えば脆化の進んだ圧力容器をつくって実際に実験をされたケースがあるのかどうか、教えていただきたいと思います。
——アメリカにおきまして最近原子炉壁に中性子による脆化が起こっている、特に圧力容器の脆化ということが問題になっているということで、これは衆議院でも議論になったそうでありますが、そうした中で特にこの脆化の問題は、材質の中に含まれている銅の含有率が一つ大きく左右をする、こういうことのようでございまして、私の方もそれでは銅の含有率について各原発でどの程度のものになっているか調査したものがあればということで
今回のソ連の事故につきましてはソ連側では、炉の外で何か爆発が起こりまして、それによって炉壁が壊れて空気が中に入って炭酸ガスが燃え出し、中の燃料体を保護しているそういった種類のものが溶けだというような情報がございます。
そういうような意味で原子炉壁に材質欠陥があるんじゃないかということが指摘をされて、しかもそれはテストピースによって検査をしているから大丈夫だ。ところが、テストピースは中に入れたって、それには張力が働かないからそれを幾ら調べてみたって材質が脆弱になっているかどうかわからないのに、それをやっているから気休めに大丈夫だと言われても、科学的じゃないのですよ。
それで運転をすると炉壁には常時平方メートル当たり千五百トンの張力がかかるわけですね。それだけの大きな圧力が、内圧による張力が発生をする。ところがテストピースは、その張力の試験にはならぬのですよ、そこに入れてあるだけですから。とするならば、特に問題になりますのは、溶接部分等については熱応力等がかかりやすいわけですね。
なお、原子炉壁や周辺主要配管の中性子脆化等が予測された以上に早く進行をして、地震国では特に危険であるという、これはちょっと前の記事でございますが、アメリカの原子炉十三基が危険だ、原子炉壁に材質欠陥が出てきているので加圧水型についてもアメリカでは監視体制に入っている、あるいは冷却水流出事故で原子炉破裂のおそれがあるというような記事が出てまいりまして、それに対応して日本でもいろいろ指摘をされた科学的なデータ
三菱がつくりましてそして今日に至っておるわけでございますが、まず第一に、炉心の構造の中から舶用炉であるという意味において燃料棒とそれから炉壁の間の空間が非常に狭い。そういうような構造物になっているからこそ、高速中性子が飛び出してくるというような現象を炉自身が構造的に持っているのではないか、これが第一点の疑問でございます。
最近といってもいいと思いますが、八一年の七月九日、読売の夕刊では「原子炉壁に材質欠陥 加圧水型、米で監視体制」という見出しで、「アメリカの発電用原子炉の主流を占める加圧水型原子炉の約二十基について、ステール製炉壁が材質的にもろくなる欠陥があり、米原子力規制委員会が特にこれらの原発を対象に注意深く監視する体制をとっていることがわかった。」
○菅野久光君 いわゆる炉壁で溶接だとかなんとかという形もやっぱりありますね。そういったようなものもテストピースとして入れて、脆化の問題については研究をされているのでしょうか、いかがでしょうか。