（４）専門部会等報告書
原子力損害賠償制度専門部会報告書
1988年12月2日
原子力委員会原子力損害賠償制度専門部会
はじめに
我が国における原子力損害賠償制度については,昭和36年に原子力損害賠償関係二法(「原子力損害の賠償に関する法律」及び「原子力損害賠償補償契約に関する法律」)が制定されて以来,諸情勢の変化等に対応するという観点から,概ね10年毎に原子力委員会において所要の検討を行い,これに基づいて法改正が行われている。
昭和54年の法改正以来9年が経過した現在,本専門部会においては,我が国の原子力開発利用の進展,民間損害保険の動向,原子力損害賠償に係る国際動向等,内外の諸情勢の変化に鑑み検討が必要と認められる事項について所要の検討を行った結果,諸点について次のような結論に至った。
１．賠償措置額の引上げ
(1)原子力損害の賠償に関する法律(以下「原賠法」という。)は,被害者保護等の観点から,原子力損害を与えた原子力事業者の無過失・無限の賠償責任及びいわゆる「責任の集中」を規定しているが,さらに原子力事業者に対し損害賠償措置を講じることを義務付けている。この損害賠償措置は,万一原子力損害が発生した場合に,被害者に対する賠償を迅速かつ確実ならしめるための具体的ファンドとしての重要な役割を担っている。また,原子力事業者にとっても,これにより万一の原子力損害の発生に伴う偶発的支出を経常的な一定の費用に転化することが可能となり,その合理的経営に資するものである。
この損害賠償措置については,原賠法第7条によりその方法が規定されているが,具体的には全て民間との責任保険契約及びこれを補完する政府補償契約が用いられている。
賠償措置額は,昭和36年の原賠法制定時には50億円とされ,昭和46年改正時に60億円に,昭和54年改正時に100億円にそれぞれ引き上げられて現在に至っており,いずれの場合においても諸外国の水準を参考としつつ,損害賠償措置の中心である責任保険の引受能力等を踏まえ,賠償措置額を制定してきている。
前回の法改正時から既に9年を経過している現時点においては,我が国の原子力の開発利用を取り巻く環境は国内的にも国際的にも大きく変化してきており,また責任保険の引受能力も更に拡大されている。今回賠償措置額を相当に引き上げることは,被害者の保護を図るとともに,今後とも国民の理解と協力を得て原子力の開発利用を発展させていくとの観点からも大きな意義を有すると考えられている。
現時点における主要国の賠償措置額の状況を見ると,アメリカが9千億円程度,西ドイツ及びスイスが350億円程度,スウェーデン,イギリス,フランス等が我が国の現行額と同程度の100億円ないしはそれ以下となっている。
この中でアメリカは,我が国と異なり有限責任制度を採用していること,また,損害賠償措置についてもその内容は,責任保険は200億円程度であり,残りの部分は,小規模な原子力事業者が多いため単独の賠償資力には限界があることを背景として,最終的には政府の支援によって裏付けされる「事業者間相互扶助制度」という独自の方法によって措置していること等から,我が国とは一概に比較し難い面がある。したがって,現時点において我が国が賠償措置額を引き上げるにあたっては,為替変動等の要因を勘案しつつ,我が国と同様の無限責任制度を採用している西ドイツ及びスイス両国の水準を参考とし,これと遜色のない水準とすることが適当である。
一方我が国の責任保険の引受能力は,円高等の要因はあるものの,今後の海外再保険,国内保有の双方の引上げを含め,現時点では,300億円とされている。
これらの点を総合勘案すると,今回の法改正に当たって賠償措置額は300億円に引き上げることが適当である。
(2)原賠法の施行令において,原子炉の運転等の種類に応じ法定措置額より低額(20億円又は2億円)の措置額が定められているが,これについても法定措置額の引上げに伴い,国際水準,国内保険引受能力等を参考として相当の引上げを行うことが適当である。
また,プルトニウムに係るものについては,上記の観点に加えて,今後の取扱い単位量の増大等も勘案して特例額を特記することを考慮することが適当である。
原子炉の解体については,当面従来どおり「原子炉の運転及びこれに付随してする核燃料物質等の運搬,貯蔵又は廃棄」として取り扱うこととするが,今後の解体に係る技術開発の動向等を見つつ,原賠法における原子炉の解体の位置付けについて更に検討を行うことが適当である。
２．原賠法第20条における適用期限の延長
原賠法では,第10条において責任保険を補完するものとして政府補償契約を,第16条において賠償措置額を超える原子力損害が発生した場合の国会の議決に基づく国の援助を,それぞれ規定している。また,同法第20条は,これらの規定の適用を,昭和64年末までに開始した原子炉の運転等に係る原子力損害に限るものとしている。これは,法律の適用を10年間程度予定し,その後の取扱いは,原子力の開発利用の進展,責任保険の担保範囲の質的,量的拡大等の状況を勘案して,その時点での判断において必要に応じた法改正を行うことを意図したものである。
このような立法主旨に鑑み,これらの規定の必要性について検討したところ,まず政府補償契約については,その担保範囲である地震,噴火等による原子力損害を責任保険で担保することは,海外再保険市場での制約等の理由により,現時点においても不可能な状況にある。また,国の援助についても,万一の場合への備えとして本制度の規定は現時点においても意義があると考えられること,諸外国の立法例においても原子力損害に係る国の救済措置が規定されていること,また,被害者保護のために国が援助を行うことを法律で規定することは原子力に対する国民の不安の除去の観点からも引続き極めて重要であることを指摘することができる。
これらの状況を踏まえると,被害者の保護と原子力事業の健全な発達のために,昭和65年以降に開始される原子炉の運転等にががる原子力損害についても,政府補償契約に関する規定及び国の援助に関する規定をいずれも存続させる必要がある。
延長の期間については,特段の事情の変更がなく,また,このような期限の設定が本制度の見直しの一つの契機になり得ること等も考慮して従来と同様10年とし,その後の取扱いについては,今後の原子力の開発利用の進展,責任保険の担保範囲の拡大等を踏まえ,その時点における判断に委ねることとする。
３．その他
（１）国境を越えた原子力損害
① チェルノブイル事故を契機として,原子力事故による越境損害は国際的に関心の高い問題の一つとなっている。我が国の原子力発電所等についていえば,その安全性の水準の高さ等からみて,チェルノブイル事故のような事態は起こるとは考え難いが,今後とも近隣諸国を含めた世界の原子力の開発利用の一層の進展も予想されるので,万一の事態に際しての越境損害への我が国の対応の在り方について検討を行った。
越境損害に係る国際間の賠償問題を取り扱う条約としては,すでにパリ条約及びウィーン条約が発効しているが,我が国の国内法との整合性の問題があること,近隣諸国が条約を締結していないこと等からみて,現時点では,これらの条約による解決は容易ではない。したがって,現段階においては,基本的には次の方向で対応することが適当である。
i)我が国で原子力事故が発生し,これにより外国で原子力損害が生じた場合の賠償問題については,国際私法の原則により日本法が準拠法となる場合には,我が国の原賠法が摘用され,これにより解決が図られることになる。
ii)外国で原子力事故が発生し,これにより我が国で原子力損害が生じた場合にも,私法上の賠償責任の追及は国際私法の原則によって定まる準拠法に基づき行われることとなる。その際,我が国における被害や相手国の状況等を考慮しつつ適当であると判断される場合には,賠償問題が迅速に処理され,被害者が救済されるよう政府間で相手国政府に働きがけることが考えられる。また,いずれにせよこのような場合には,チェルノブイル事故時の各国の例にみられるように,国内被害救済の観点から,一般救済対策さらに必要な場合には事後立法により解決が図られる
べきであると考えられる。
② 越境損害については,当面は上記の方向で対応を図ることとするが,本件に係る国際動向を注視しつつ,越境損害の問題への国際法及び国内法上の対応を含めた今後の我が国の対応の在り方について更に調査検討を行うけとが適当である。
（２）避難費用
原子力施設において異常事態が発生し,周辺住民が避難した場合に生じる避難費用については,米国改正プライス・アンダーソン法においてこれが法律上明示されることになった。我が国の原子力施設においては万全の事故防止対策が講じられているが,万一このような事態が発生した場合の避難費用の取扱いについて検討した結果,次の理由により,基本的には従来どおり現行法の運用により対応することで特に支障はないと考える。
① 原賠法に規定する原子力損害は,核燃料物質等の原子核分裂や放射線等の作用により生じた損害であり,直接損害はもちろんのこと,更に放射線等の作用と相当因果関係がある限り間接損害も含まれるものである。したがって,原子力施設の異常事態により,周辺住民が避難した場合の避難費用についても,具体的事例にもよるが,このような放射線等の作用と相当因果関係のある限り,原子力損害として原賠法が摘要される。
② また,具体的事例によっては,避難費用が原賠法の摘用を受けるかどうか限界的な場合も生じると考えられる。このような場合には,法第18条に基づく原子力損害賠償紛争審査会において,損害の調査及び評価を行うことにより,賠償の円滑かつ適切な処理を図ることができる。
なお,実体的には,我が国の原子力発電所等については,万一の事態に備えて,災害対策基本法に基づいて作成された地域防災計画に基づき,市町村長の勧告・指示による周辺住民の集団避難が行われる場合には,そのための輸送手段や避難施設の確保等の対策が用意されている。
ウラン濃縮懇談会報告書
1989年5月16日
原子力委員会ウラン濃縮懇談会
ウラン濃縮懇談会は,1988年4月,新素材高性能遠心機の研究開発の現状を評価するとともに,今後の研究開発の進め方について検討するため,「新素材高性能遠心機技術開発検討ワーキング・グループ」を設置した。
当懇談会は,同ワーキング・グループより,1988年8月1日及び1989年4月28日の2回にわたり,別添の報告書の提出を受けた。
当懇談会としては,これらの報告書に基づき,以下の考え方に立って,今後の新素材高性能遠心機の開発・実用化を進めていくことが適当であると考える。
1. 新素材高性能遠心機の研究開発は,ほぼ順調に進展してきているが,今後,その実用化を図っていくため,遠心機1,000台程度からなる実用規模カスケード試験装置の建設・運転を行うこととする。
この試験装置の設置場所としては,動力炉・核燃料開発事業団の人形峠事業所とし,その建設・運転のスケジュールとしては,1989年度に建設に着手し,1991年度の運転を開始することを目途とすることが適当である。
2. 実用規模カスケード試験装置の建設・運転は,関連メーカーの協力の下に,動力炉・核燃料開発事業団,日本原燃産業(株)及び電気事業者が共同して実施するものとする。
3. 実用規模カスケード試験装置の建設・運転と並行して,引き続き,新素材高性能遠心機に関する所要の研究開発を進めていくことが重要であるが,1991年度以降については,民間がその研究開発の主導的な役割を担うこととし,一方,動力炉・核燃料開発事業団は,基礎的・基盤的な研究開発,先導的な研究開発,国として必要な安全性の研究等を実施するとともに,必要に応じ,民間の行う研究開発を支援するものとする。
(別添1)
原子力委員会ウラン濃縮懇談会新素材高性能遠心機技術開発検討ワーキング・グループ中間報告書
1988年8月1日
１．はじめに
(1) 我が国におけるウラン濃縮の事業化は,動力炉・核燃料開発事業団が中心となって開発を進めてきた遠心分離法の技術により進められている。
本年4月には,岡山県人形峠において,遠心分離法のウラン濃縮原型プラント(200トンSWU/年)の部分操業が開始され,この原型プラントは,来年1月頃には,全面運転に入る予定である。
この成果を踏まえ,日本原燃産業(株)は,青森県六ヶ所村において,昭和66年頃の操業開始を目途に,商業用ウラン濃縮工場の建設計画を推進している。
(2) 一方,我が国のウラン濃縮事業を取りまく環境は,現在,極めて厳しく,世界的なウラン濃縮役務の供給能力の過剰及び最近の急激な円高の進行により,国内におけるウラン濃縮事業の一層の経済性の向上が強く求められている。
このような状況の下,我が国において国際競争力のあるウラン濃縮事業を確立していくためには,今後,経済性の一層の向上を図り得るウラン濃縮新技術の開発・実用化が極めて重要な課題である。
(3) 岡山県人形峠における原型プラントに採用された遠心機は,技術的にみて,ほぼ完成の域に達したものであり,その遠心機が青森県六ヶ所村における商業プラントの第1期分(600トンSWU/年)に採用されることとなっている。この遠心機については,今後のこれ以上の飛躍的な技術的進歩は期待し難く,また,回転胴に高価な素材を用いていることから,今後のコスト・ダウンにも限界があるものと考えられる。
一方,新素材回転胴を用いた高性能遠心機は,これまでの研究開発の成果からみても,在来の遠心機に比べ大幅な性能の向上が見込まれ,また,遠心機の製造コストも,今後,低減化が期待されている。さらに,ウラン濃縮新技術のなかでは,最も開発が進んでいる技術であり,また,既存の技術あるいは設備との整合性もよいため,比較的容易かつ早期に実用化が可能な技術と考えられる。
このため,日本原燃産業(株)は,青森県六ヶ所村において昭和70年頃から操業を開始する予定の商業プラントの第2期分(900トンSWU/年)においては,新素材高性能遠心機を導入することを計画している。
(4) 当ワーキング・グループは,昭和63年5月以来,これまで4回の会合を開催し,新素材高性能遠心機の研究開発の現状を評価するとともに,今後後の研究開発の進め方について調査審議を行った。
ここに,これまでの調査審議の結果を中間的に取りまとめたので,報告する。
２．新素材高性能遠心機開発の成果と今後の課題
（１）開発の成果
新素材高性能遠心機の開発については,昭和61年10月28日の原子力委員会ウラン濃縮懇談会報告書の中で,「官民の有機的連携の下に,関係者の人的交流も含めた積極的な対応により,新素材高性能遠心機についてできるだけすみやかに実用化への見通しを得るよう開発を進める」とされている。この方針に沿って,動力炉・核燃料開発事業団,日本原燃産業(株)及び電気事業者は,昭和61年12月,研究協力協定を締結し,新素材高性能遠心機の開発及びその製造技術の開発を進めてきた。動力炉・核燃料開発事業団において進めてきた遠心分離機の開発については,これまで,単機開発,集合機開発,システム試験等を実施し,所期の成果を収め,現在ブロック試験の試運転を開始したところである。また,メーカーにおいて行われてきた遠心機の製造技術の開発については,ほぼ見通しが得られつつあり,今後,国の支援を受けてさらに製造技術の改良を行う予定である。
これらの技術開発の成果を取りまとめれば,以下のとおりである。
①新素材高性能遠心機の開発
（イ）単機開発
低コスト指向の回転胴,軸受等の試作を行い,実機採用の見通しを得た。
また,各種の運転条件下における遠心機の分離特性を確認した。
（ロ）集合機開発
実規模集合機により,構造設計が妥当であることを確認するとともに,コスト評価としては,単機当たりのコストが在来の遠心機より低くなり得るとの見通しを得た。
（ハ）システム試験
操作条件をパラメーターとしたカスケード特性試験を行い,在来の遠心機によるカスケードと変わらない制御性を有することを把握するとともに,設計値に近い分離パワーを得た。
（ニ）ブロック試験
カスケードの基本特性を把握するための数十台からなるプロック試験装置の据付工事を完了し,その試運転を開始したところである。
②遠心機製造技術の開発
（イ）回転胴製造技術の開発
製造法の湿式法への統一,高速加工試験,連続硬化法の実証等を行い生産性向上の見通しを得た。
（ロ）回転胴品質管理技術の開発
寸法検査及び非破壊検査のための基本装置を試作し,検査時間の短縮等の見通しを得た。
（２）今後の課題
新素材高性能遠心機の開発は,前述のとおり,ほぼ順調に進められているところであるが,これを商業プラントに導入するためには,今後,ブロック試験の成果を見極めるとともに,以下の研究開発を進める必要があると考えられる。
① 実規模カスケードの特性評価
② 商業プラントへ向けての遠心機製造技術の検証
③ 新素材高性能遠心機の性能確認
④ 新素材高性能遠心機の実証的経済性評価
⑤ 新素材高性能遠心機の故障率及び長期耐久性の把握
⑥ 実規模カスケードの運転技術の確立
⑦ 新素材高性能遠心機の信頼性の実証
３．今後の新素材高性能遠心機の技術開発の進め方
(1) 新素材高性能遠心機によりウラン濃縮の事業化を進めていくためには,前述したような技術的課題を解決するため,今後できるだけ早期に,パイロット規模試験装置(以下「パイロット・プラント」という。)の建設・運転を行う必要がある。
新素材高性能遠心機のパイロット・プラントは,商業プラントの設計・建設に必要なデータを取得するためのパイロット的役割を果たすとともに,商業プラントへの新素材高性能遠心機の導入を最終的に決断するための実証的役割をも果たすことが期待される。
(2) パイロット・プラントの遠心機の台数としては,①このプラントの設計・建設を通して取得できるデータは,実規模カスケードになるべく近い規模のもので実施すればするほど,商業プラントの設計を合理的なものとし,商業プラントの経済性・信頼性を向上させるものとなること,②遠心機製造の観点から重要なのは,商業プラントへの導入に向けての製造技術の検証であり,パイロット・プラントにおける遠心機の製造本数がその大きな要因となることなどを考慮すれば,1000台程度とすることが適切と考えられる。
また,パイロット・プラントの設置場所としては,既設施設を活用することにより,その建設を短期間に行うことが可能であり,かつ,建設費の大幅な低減化が可能であることから,動力炉・核燃料開発事業団の人形峠事業所が適切と考えられる。
(3) 以上の考え方に基づき,動力炉・核燃料開発事業団・日本原燃産業(株)及び電気事業者は,共同して,パイロット・プラントの詳細設計を速やかに進めるものとする。
なお,このパイロット・プラントの建設・運転体制等については,引き続き,当ワーキング・グループにおいて調査審議を進めるものとする。
(別添2)
原子力委員会ウラン濃縮懇談会新素材高性能遠心機技術開発検討ワーキング・グループ報告書
1989年4月28日
１．はじめに
新素材高性能遠心機技術開発検討ワーキング・グループは,昨年8月1日,新素材高性能遠心機の開発状況及び実用規模カスケード試験装置(以下「パイロット・プラント」という。)の遠心機台数,設置場所,詳細設計の進め方等についての検討結果を中間報告書としてとりまとめ,原子力委員会ウラン濃縮懇談会に報告した。
その後,当ワーキング・グループは,合計7回の会合(動力炉・核燃料開発事業団の東海事業所と視察を含む。)を開催し,中間報告以降の研究開発の進渉状況を評価するとともに,パイロット・プラントの建設・運転体制等について検討した。
ここに,中間報告以降の当ワーキング・グループの調査審議の結果をとりまとめ,報告する。
２．中間報告以降の研究開発の進渉状況
（１）遠心機の開発
新素材高性能遠心機の長期的な回転安定性を向上させるための技術開発を進めた結果,技術的課題の解決の見通しが得られ,パイロット・プラントに採用する遠心機の基本仕様が決定された。
（２）ブロック試験
新素材高性能遠心機の多台数生産の経験が得られるとともに,ブロック試験装置の運転試験を通じ,軽ガス発生特性,起動時間等のカスケードの起動に関する基礎的なデータ及び濃縮特性等のカスケード特性に関する基礎的なデータが得られ,ブロック試験の所期の目的を達成しつつある。
３．今後の進め方
(1) 新素材高性能遠心機を商業用ウラン濃縮工場に導入していくためには,中間報告書でも述べたとおり,パイロット・プラント(遠心機1,000台程度,動力炉・核燃料開発事業団の人形峠事業所に設置)の建設・運転が必要である。
一方,中間報告以降に本格的な運転を開始したブロック試験装置の運転試験の状況,遠心機の長期的な回転安定性を向上させるための技術開発の状況を含め,これまでの研究開発により得られた成果からみて,パイロット・プラントの建設・運転に進むために必要な技術的な見通しは得られたものと評価される。
以上から,今後,パイロット・プラントの建設・運転を進めていくものとし,そのスケジュールとしては,1989年度にパイロット・プラントの建設に着手し,1991年度にその運転を開始することを目途とすることが適当である。
(2) このパイロット・プラントの建設・運転を通じ,これまでに動力炉・核燃料開発事業団に蓄積されてきた関連技術を民間に円滑に移転するとともに,将来の民間のウラン濃縮事業を担う技術者の育成を図ることが重要である。
このため,パイロット・プラントの建設・運転は,関連メーカーの協力の下に,動力炉・核燃料開発事業団,日本原燃産業(株)及び電気事業者が共同して実施するものとする。特に,建設・運転のために人形峠事業所で必要となる要員は,動力炉・核燃料開発事業団と民間の適切な協力の下に確保するものとする。
(3) 新素材高性能遠心機の実用化を確実なものとするためには,パイロット・プラントの建設・運転と並行して,引き続き,所要の研究開発を進めていくことが重要である。
現在,動力炉・核燃料開発事業団,日本原燃産業(株)及び電気事業者が協力して,1990年度までの予定で,新素材高性能遠心機に関する共同研究が進められている。
1990年度以降については,新素材高性能遠心機の改良・高度化のための研究開発は民間で行うなど,民間が新素材高性能遠心機に関する研究開発の主導的な役割を担う一方,動力炉・核燃料開発事業団は,基礎的・基盤的な研究開発,先導的な研究開発,国として必要な安全性の研究等を実施するとともに,必要に応じ,民間の行う研究開発を支援するものとする。このような基本的な考え方に立って,官民の適切な役割分担及び協力の下に,1991年度以降の新素材高性能遠心機の研究開発を実施していくものとする。
目次へ ３．（１）1989年度原子力関係予算総表へ