.伊達市は、8割もの市民にガラスバッジをつけてもらい、個人被ばく量の測定をしてきた。今回、その結果が11月21日発表された。1年間継続して測定し、集計した結果は、その8割だとのことだが、これだけ本格的な結果は他にはない。伊達市が昨年7月から1年間、全市民を対象に実施した外部被ばく検査で、市は21日、詳細な分析結果を公表した。年齢ごとの年間被ばく線量で、国が除染の長期的な目標としている1ミリシーベルト未満だった人の割合は、6歳までは83・21%、7~12歳が81・53%、13~15歳が77・01%、16~20歳が68・49%、21~60歳が65・49%、61歳以上が62・12%。市民全体では66・3%の人が1ミリシーベルト未満だった。年齢が高くなるにつれ、1ミリシーベルトを下回る割合が低い傾向が出た。市の担当者は「子どもは学校など放射線量が低い所で生活する時間が長い。被ばく線量も低くなったのではないか」とみている。その他、屋外活動8時間、屋内活動16時間を前提に空間線量から年間被ばく線量を割り出す予測値と、実測値との差も分析。実測値は国が示す計算式を用いた予測値の半分ほどの値になった。平均空間線量が毎時0・230マイクロシーベルトだった梁川町白根地区では、予測値が1ミリシーベルトだったのに対し、実測値は0・521ミリシーベルト。予測値の約52%にとどまった。空間線量が毎時1・071マイクロシーベルトの霊山町下小国地区では、予測値が5・419ミリシーベルト。実測値は1・893ミリシーベルトで、予測値の約35%だった。市が当面の年間被ばく線量目標としている5ミリシーベルトを超えた15歳以下の子どもはいなかった。仁志田昇司市長が市役所で記者会見した。検査は市がバッジ式積算線量計を全市民に配布。約8割に当たる5万2783人が1年間、測定した。Iは引退(廃炉)せねばならないのかものには順番があります。事の軽重を計らずに、枝葉末節で騒ぎ立てても脱原発なんかできるはずがありません。その判断基準は、「これだけいいことかある」というポジティブ評価だけではなく、「これだけリスクか少ない」というネガティブ評価のほうが大事なのです。何度もくりかえしていますが、再稼働を決定するのは、一義的に科学的知見に基づく原子力規制委員会の仕事です。この規制委員会の安全審査を飛び越えて再稼働したり、廃炉にしたりすることは政治の優越を認めることになって危険です。現況はどうなのでしょうか。日本の原発は2基を除いてすべて稼働していませんし(現在停止中)、福島第1原発は5号炉、6号炉の廃炉も決定しました。事故を起こしていない5号、6号炉を廃炉にすることにしたのは、それが再稼働することは国民世論が許さないだろうということと、事故を起こした1、2、3、4号炉と同型の旧型BWR(沸騰水型炉)であったと思われます。Iの根本的な問題は、格納容器が小さいことです。これはこのMarkI自体が、当時の技術者が事故が起きた場合、水素ガスが大量発生することを知らなかったためです。60年代の設計者がこれを知っていたら、こんな窮屈な格納容器を作らなかったでしょう。30年から40年古いということは、単なる施設の老朽化だけの問題ではなく、設計思想が古いということなのです。この福島事故のような事故が発生した場合、冷却装置が機能しなくなったため、核燃料棒が非常な高温になりました。挿入と引き抜きの2系統駆動系が必要なので、その駆動系が弱点だとする説もあります。(欄外参照)水と反応した時、水素ガスが発生放射性物質を帯びた水素ガスを大量に発生させ、この小さな格納容器に溢れることになります。フェアウィンズ」(2012年2月6日)の中でこう推測しています。「格納容器のてっぺんにある多くのボルトで止められた蓋(※トップフランジ)が膨張した空気によって持ち上げられて伸びてはずれ、そこからガスが建屋内に漏洩した。」そしてこのことにより、原子炉建屋内に溢れだした水素ガスに引火して水素爆発を起こしたとしています。彼の説によれば、ベントとは関係なく、圧力容器は破損して既に建屋内部に水素ガスが溢れだしていたということになります。Mark1型原子炉の日本での原発は、福島第1・1、2、3、4、5号、敦賀1号、女川1号、島根1号、伊方1、2、3号の11基です。クリックすると大きくなります)ただし、BWR自体は、いわばヤカンを火にかけて蒸気を発生させているようなものなので構造が単純で、全交流電源停止という事態さえなければ災害に強いとはいえます。この格納容器が小さいという欠点は、メーカーもよく分かっており、東電が稼働を申請している柏崎刈羽などの改良型BWR(ABWR)では容積が1.6倍に大きくなっています。再循環ポンプを圧力容器に入れて保護を厳重にしたり、配管が多数あった弱点を単純化したりという改良を加えています。(ABWRについては東芝原子力事業部HP参照)http://www.toshiba.co.jp/nuclearenergy/jigyounaiyou/abwr.htm一方、PWR(加圧水型原子炉)の構造的欠陥は、熱交換機などに細管が集中しているために、構造が複雑で災害に対して脆いという点です。PWRでもBWRと同じように、水循環系を2ツにして冗長性を増した改良型PWR(APWR)が実用化されています。(※APWRについては三菱原子力事業部HPhttp://www.mhi.co.jp/atom/hq/apwr/参照)というわけで、BにもPにもそれぞれ欠陥はあり、それぞれ福島事故やスリーマイル事故(TMI事故はPWR)を起こしていますし、その改良型も存在しています。是々非々の対応が必要で、ある意味同じ型式であっても同一条件なものはふたつとないのです。ここに規制委員会の役割があります。ひとつ、大づかみに言えば、もはや水素爆発を想定していない1960年代に設計されたMarkIは、老朽化うんぬんではなく設計思想の古さ故に引退(廃炉)しかないと思われます。活断層上の原発にも再稼働には疑問符が付けられます。それ以外の原発も、現時点で安全基準に100%合格する原発などは存在しませんから、一定期間かけた再稼働のための補強工事が必要なわけです。ただの耐震強化や津波対策ならともかく、原子炉容器自体を拡張することは不可能なのですから、やはりGEMark1型原子炉には引導が渡されると思われます。GEMark1型11基+活断層上の原発には未来がなく、残りの原発も多額の補強資金をかけてまで再稼働させるかどうなのか瀬戸際だというのが現状です。これだけの原発を一定期間に廃炉になるとすると、廃炉技術を早急に確立しなければなりませんか。いままで廃炉にした経験があるのは実験炉だけですから。段階的削減するとしても、廃炉で発生する厖大な核廃棄物の処分地も確定する必要があるでしょう。