第１８回女川原子力発電所２号機の安全性に関する検討会

日時

令和元年８月２日（金曜日）
午前９時３０分から場

所

パレス宮城野

２階

はぎの間

１．開
○司会

会
それでは、ただいまから第１８回女川原子力発電所２号機の安全性に関する検討会を開催いたします。

２．あいさつ○司会

開会に当たりまして、宮城県環境生活部長の大森から挨拶がございます。

○環境生活部長

皆さん、おはようございます。

本日は、朝から大変な猛暑の中、また大変お忙しい中ご出席を賜り、まことにありがとうご
ざいます。
６月７日に開催いたしました第１７回目の会議では、新規制基準適合性審査申請のうち制御室や炉心損傷防止について活発な議論をいただき、ありがとうございました。
原子力規制委員会による女川原子力発電所２号機の審査状況についてですが、東北電力では７月中の説明終了を目指していたものの、一部の審査項目への回答が残っており、できる限り早期に説明を終えるべく対応するとの報告を受けております。
さて、第１８回目となる本日の検討会では、新規制基準適合性審査申請のうち耐津波設計方
針、炉心損傷防止及び放射性物質の拡散抑制等について東北電力からご説明いただき、委員の皆様にご確認いただきたいと考えております。
今回は、午前、午後と長時間の開催となりますが、皆様には、それぞれの専門分野に係る知見に基づく忌憚のないご意見を賜りたいと考えております。
以上、簡単ではございますが、開会に当たっての挨拶とさせていただきます。どうぞよろし
くお願いいたします。
○司会

それでは、本検討会の開催要綱第４条の規定に基づき、座長の若林先生に議事の進行をお願いしたいと思います。よろしくお願いいたします。
○座長（若林）議事に入る前に、本日検討する論点項目について、事務局から説明をお願いい

たします。
○事務局

原子力安全対策課長の伊藤と申します。

それでは、本日検討を予定しております論点項目についてご説明いたします。
Ａ４判の資料－１というものと、Ａ３判、カラーのものですけれども、資料－１（別添）というものをごらん願います。資料－１に論点項目を、そしてＡ３の資料－１（別添）に委員の皆様方からいただきましたご意見・ご質問を取りまとめております。この資料－１（別添）に- 1 -つきましては、検討会でいただきました質問につきましても関連質問として追加してございます。また、その質問は第何回の検討会で出されたのかを質問の末尾に括弧書でお示ししておりますのでご参考にしていただければと思います。
本日、検討を予定しております項目につきましては、Ａ４判の資料－１の網がけ部分となってございます。検討予定の論点は、新規制基準適合性審査申請のうち、（２）津波の「基準津波」「耐津波設計方針」、それから（８）重大事故対策の「炉心損傷防止」「格納容器破損防止」「使用済燃料プール、運転停止中の原子炉における燃料損傷防止」「放射性物質の拡散抑制」、このことにつきまして本日検討をお願いしたいと考えております。
Ａ３判カラーの資料－1（別添）におきましては、オレンジの枠で囲った部分になりますけ
れども、具体的には２枚目の表側のほうに（２）津波と書いてございますが、この部分。それから、その裏面（８）重大事故対策と書いてありますが、その一部分となります。
多くの視点からご意見をいただき、より議論を深めるため、午前もしくは午後、本日ご欠席の委員ございますけれども、その委員に対しましては、事前に送付した資料をご確認の上、コメントをいただくようお願いしております。事務局からの説明は以上でございます。
○座長

皆様よろしいでしょうか。

それでは、早速議事に入らせていただきます。
○事務局

それでは、議事に入りますので、ここからはカメラによる撮影をご遠慮願います。カ

メラをお持ちの方は撮影をおやめください。

３．議事（１）各論点の説明・検討「２

新規制基準適合性審査申請について」・（８）重大事故対策（放射性物質の拡散抑制等）
・（８）重大事故対策（炉心損傷防止）○座長

それでは、（１）各論点の説明・検討のうち、（８）重大事故対策（放射性物質の拡散抑制等）につきまして、東北電力株式会社から説明をお願いいたします。
○東北電力株式会社

東北電力の菅原と申します。よろしくお願いいたします。

それでは、資料－２（８）重大事故対策の重大事故等対処設備についてご説明をさせていた
だきます。
- 2 -

資料－２の１ページ目をお願いいたします。本項の説明内容ですけれども、１の「はじめに」では、申請基準におけます重大事故等対処設備の全体概要についてご説明をいたします。
２項目ですけれども、女川２号におけます主な重大事故等対処設備のご説明をいたします。それから、３項目、適合性審査の状況、４項目で、これまでのご意見に対する回答といたしまして３つについてご説明いたします。１つ目が重大事故等対処設備の多様性に関するもの。２つ目が、水素爆発による原子炉建屋損傷防止対策、３つ目が格納容器フィルタベント設備についてご説明させていただきます。
３ページ目をお願いいたします。はじめにということで、新規制基準におけます重大事故等対処設備の全体概要について説明をさせていただきます。
１つ目ですけれども、従来の重大事故対策は、事業者の自主対策として位置づけられていました。福島第一事故の教訓、海外の最新知見などを踏まえた新規制基準におきましては、重大事故が発生した場合に備え、重大事故の進展を防止するための対策を義務づけられました。図
の黄色の部分が、重大事故対策として追加されている項目になってございます。
４ページ目をお願いいたします。図は新規制基準におけます重大事故対策の要求事項を示しておりまして、緑色のところに大きな項目としての炉心損傷防止、格納容器破損防止、放射性物質の拡散抑制の多段階にわたる防護措置が要求されてございます。
炉心損傷防止の中では、使用済燃料プールの防護対策強化について要求がされてございまして、また各項目の中では常設設備と可搬設備の組み合わせによる対策の信頼性向上も要求されてございます。本日は、赤枠にかかわる対応設備についてご説明いたします。なお、設備の運用につきましては、有効性評価にて確認を行ってございますので、有効性評価のテーマの中で適時ご説明をいたします。
５ページ目をお願いいたします。新規制基準における重大事故対策の要求事項を例示しています。１つ目の項目ですけれども、炉心損傷防止としましては、例１として代替電源により主蒸気逃がし安全弁を開して、代替注水設備による注水が可能となるまで原子炉を減圧し、例２として原子炉減圧後に代替注水設備による原子炉への注水をする対策が要求されております。
それから、２つ目ですが、格納容器の破損防止対策といたしましては、例１といたしまして
代替循環冷却系の設置、それから例２といたしましては、原子炉格納容器圧力逃がし装置の設
置、例３といたしましては、原子炉格納容器下部注水設備の設置が要求されています。
３つ目の項目ですが、放射性物質拡散抑制としましては、格納容器が破損したとしても、敷地外への放射性物質の拡散を抑制するための対策、これは放水設備、それから海洋への放射性- 3 -物質の拡散を抑制するための設備の配備が要求されております。
それから、４項目ですが、意図的な航空機衝突などへの対策としましては、可搬型設備・接続口の分散配置などが要求されてございます。
８ページ目をお願いいたします。ここから女川２号におけます主な重大事故等対処設備の概要を説明いたします。
まず８ページ目、本ページは原子炉停止対策の説明になります。原子炉スクラムができない事象が発生した場合、原子炉を未臨界にするための対策といたしまして、代替制御棒挿入機能を整備いたします。これは、既設の原子炉保護系と独立しました代替制御棒挿入回路によりまして、制御棒駆動水圧系の空気配管内の圧縮空気を排気し、スクラム弁を「開」することで制御棒を挿入させるものです。系統図のところで確認いただきたいのですが、青色の既設の原子炉保護系と異なるピンク色の代替制御棒挿入回路によりスクラム弁を動作させ、制御棒を挿入できます。
９ページ目をお願いいたします。原子炉スクラムができない事象が発生した場合のもう一つの対策として、代替原子炉再循環ポンプトリップ機能を整備します。これは既設の原子炉保護系と独立しました代替原子炉再循環ポンプトリップ回路によりまして、原子炉再循環ポンプを停止させることで、原子炉に負の反応度を印加し、原子炉出力を抑制した後に、ほう酸水注入
系により原子炉にほう酸水を注入することで原子炉を未臨界にするものです。系統図を確認いただきたいのですが、ポンプトリップ遮断器というものを新設し、現状ある代替原子炉再循環
ポンプトリップ回路の信号を受けて、原子炉再循環ポンプをトリップさせます。ポンプトリッ
プ遮断器を新設した理由は、これまで設置されていた回路が、トリップ信号を受ける回路です
けれども、図のポンプトリップ遮断器の上下に記載されています受電遮断器と電源装置でありまして、これは非耐震でありましたので、新設する耐震化遮断器の採用によりまして信頼性の向上を図るものです。
それから、このページの図の中では、新設範囲ということで赤の点線で明記しておりますけ
れども、以降のページにおいても系統図などに同様に新設改造範囲を明示いたします。
１１ページをお願いいたします。１１ページですが、ここから原子炉への注水・除熱・減圧対策の説明になります。原子炉高圧時に既設の高圧代替注水設備が機能喪失した場合、原子炉を冷却するため、高圧代替注水系を設置いたします。高圧代替注水系は蒸気タービン駆動の高圧代替注水系ポンプを使用しまして、復水貯蔵タンクの水を原子炉に注水するものです。
系統図の赤のラインがポンプの駆動用の蒸気ラインを示しておりまして、青のラインが原子- 4 -炉への注水ラインを示しております。ポンプは蒸気タービン駆動のために電源が不要ですけれ
ども、系統の弁操作に電源が必要でありますので、２つ目の矢羽根になりますが、新たに設置する代替直流電源設備からの給電を可能とすることで、既設の電源が喪失した場合でも運転可能であり、さらに仮に全ての電源が機能を喪失した場合でも、人力により蒸気ラインの弁を操作することで運転停止が可能です。
１２ページをお願いいたします。減圧対策の説明になります。
原子炉高圧時に既設の原子炉の減圧機能が喪失した場合、原子炉を減圧するための対策としまして、代替自動減圧機能を整備いたします。これは既設の自動減圧系の回路と独立しました
代替自動減圧系回路によりまして、主蒸気逃がし安全弁を作動させ原子炉を減圧するものです。
また、主蒸気逃がし安全弁の作動には、直流電源と作動用窒素が必要ですけれども、直流電源喪失時の対応としまして、２つ目の矢羽根のポツになりますが、新たに設置します代替直流電源設備からの給電を可能としまして、さらに主蒸気逃がし安全弁用可搬型蓄電池を新たに配備し、電源供給の多様化を図ります。
それから、３つ目の矢羽根ですが、作動用窒素喪失時の対応といたしまして、図にあります
高圧窒素ガス供給系（非常用）の高圧窒素ガスボンベを供給源としまして、主蒸気逃がし安全弁の作動が可能です。
１３ページをお願いいたします。マスキングの部分がございますので、委員限定配付資料公開ページの１３ページを確認ください。
公開ページの１３ページになりますが、さらに作動用窒素喪失時のもう一つの対策といたしまして、代替高圧窒素ガス供給源を設置いたします。右下の構造図を確認ください。主蒸気逃がし安全弁のアクチュエータ、駆動部のことですが、構造図の左のばねのところにピストンがありまして、その上側には常に格納容器圧力により押し下げ力が加わっておりまして、格納容器圧力が上昇すると、窒素の供給を行ってもピストンを押し上げる力が負けて、主蒸気逃がし
安全弁を動作できない状況が想定できます。
代替高圧窒素ガス供給系につきましては、１つ目のポツになりますが、高圧窒素ガスボンベを供給源としまして、格納容器内の圧力が仮に設計圧力の２倍の状態に達した場合においても、
主蒸気逃がし安全弁の操作が可能です。また、主蒸気逃がし安全弁はこちらの構造図で窒素供給ラインにあります電磁弁というものがありますが、通常この電磁弁操作によりまして、アクチュエータの窒素の流路を構成し、窒素を供給することで開操作しますが、代替高圧窒素ガス
供給系は電磁弁操作を必要とせず、直接主蒸気逃がし安全弁のアクチュエータに窒素を供給す- 5 -ることで開操作することが可能であり、作動用窒素供給の多様化を図ってございます。
それでは、公開版の資料の１４ページにお戻りください。
公開版資料の１４ページですが、こちらからは注水の対策の説明になります。原子炉低圧時に既設の低圧注水設備が機能喪失した場合、原子炉を冷却するための対策としまして、低圧代替注水系を整備いたします。
１つ目の矢羽根の下ですが、交流電源が使用可能な場合に、復水移送ポンプを用いて、復水貯蔵タンクの水を原子炉へ注水いたします。
それから、２つ目は交流電源が使用できない場合に、直流電源駆動の直流駆動低圧注水系ポンプを用いまして、復水貯蔵タンクの水を原子炉へ注水いたします。
それから、３つ目は屋外に配備します大容量送水ポンプ（タイプⅠ）を用いて、淡水貯水槽の水を原子炉へ注水いたします。
１５ページをお願いいたします。こちらは大容量送水ポンプ（タイプⅠ）を用いました原子
炉注水につきましては、１つ目のポツですが、設置作業の効率化を図るため注水用ヘッダを使用いたします。図のとおり、注水用ヘッダは淡水貯水槽からの水を７つの異なる系統に分岐させるものです。これらの複数の系統は、全てを同時に使用することはありませんが、ほとんどの系統の同時使用が可能なように設計をしてございます。
１６ページをお願いいたします。除熱対策の説明です。原子炉や格納容器を除熱するための既設設備が機能喪失した場合、海または大気へ熱を輸送するための対策といたしまして、１つ目の矢羽根ですが、原子炉補機代替冷却水系を配備します。これは残留熱除去系が使用できる
場合に屋外に配備する可搬型の熱交換器ユニット、それから大容量送水ポンプ（タイプⅠ）によりまして、海を冷却源として除熱するものです。また、原子炉格納容器フィルタベント系、それから耐圧強化ベント系を整備いたしまして、これは残留熱除去系が使用できない場合に大気を冷却源として除熱するものです。こちらの系統図は２２ページに記載してございます。
図の熱交換器ユニット、写真がついておりますけれども、これは海水を冷却源とした熱交換器と淡水ポンプを搭載してございまして、熱交換器ユニットを既設の配管に接続し、大容量送水ポンプ（タイプⅠ）により、熱交換器ユニットに海水を送水することで、原子炉などを除熱することが可能です。
１８ページをお願いいたします。ここからは格納容器破損防止対策の説明になります。表題のほうには意見№７８と記載しておりますけれども、溶融炉心対策について説明することとのご意見をいただいておりまして、詳細は別の日の説明になりますけれども、関連設備ですので- 6 -明記してございます。説明に移ります。
既設の格納容器内の冷却設備が機能喪失した場合、格納容器内の圧力及び温度を低下させるための対策といたしまして、原子炉格納容器代替スプレイ冷却系を整備いたします。
１つ目は復水移送ポンプを用いまして、復水貯蔵タンクの水を格納容器内へスプレイするものです。２つ目は屋外に配備します大容量送水ポンプ（タイプⅠ）を用いまして、淡水貯水層の水を格納容器内へスプレイするものです。これらの２つの対策につきましては、スプレイした水が格納容器下部へ流入することで、格納容器下部へ注水し、落下した溶融炉心を冷却する機能も有してございます。
１９ページをお願いいたします。炉心の著しい損傷が発生して、格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却するための対策としまして、原子炉格納容器下部注水系を整備いたします。１つ目は、復水移送ポンプを用いまして、復水貯蔵タンクの水を直接格納容器下部へ注水するものです。２つ目は、大容量送水ポンプ（タイプⅠ）を用いまして、淡水貯水槽の水を直接格納容器下部へ注水するものです。
２０ページをお願いいたします。格納容器の過圧破損防止対策の説明になります。炉心の著しい損傷が発生し、格納容器の過圧による破損を防止するための対策といたしまして、代替循
環冷却系を設置いたします。これは格納容器の閉じ込め機能を維持しながら、圧力及び温度を低下させることが可能であり、代替循環冷却ポンプを用いまして、サプレッションチェンバのプール水を原子炉圧力容器へ注水、それから格納容器へスプレイするとともに、原子炉補機代
替冷却水系を用いて除熱することで循環冷却を行います。スプレイした水が格納容器下部へ流入することで、格納容器下部へ注水し、またサプレッションチェンバのプール水を直接格納容器下部へ注水し、落下した溶融炉心を冷却する機能も有しています。
２１ページをお願いいたします。格納容器下部への注水設備につきまして、１８から２０ページで説明した結果を表で整理してございますが、６つの手段を有してございます。６つの手段の選択方法はフロー図のとおりでありまして、外部の水を格納容器に持ち込むには制限があることから、格納容器のサプレッションプール水を循環させる代替循環冷却系を優先し、またスプレイによる格納容器の冷却にも期待できる⑤の代替循環冷却系を優先的に使用することとしています。
２２ページをお願いいたします。格納容器の過圧破損防止対策の２つ目の説明になります。
原子炉格納容器フィルタベント系についてですが、格納容器スプレイでの蒸気凝縮によりまして、格納容器ベント実施までの時間余裕を確保し、希ガスなどのうち短半減期の放射性物質を- 7 -減衰させます。その上で、格納容器内の圧力をサプレッションチェンバからフィルタ装置を通しまして、大気へ逃がすことを基本運用として、格納容器の破損、水素爆発による破損を防止
し、排気中に含まれる放射性物質の環境への放出を低減いたします。
系統図を確認いただきたいのですが、格納容器ベントラインといたしまして、原子炉格納容器フィルタベント系と、耐圧強化ベント系というものを示してございます。炉心損傷後はジルコニウム－水反応によりまして水素が発生いたしますので、水素排出を考慮して設計しました
原子炉格納容器フィルタベント系を用いることとしております。フィルタベントの詳細につきましては、ご意見に対する回答の中で説明をさせていただきます。
２３ページをお願いいたします。格納容器の水素爆発による破損の防止の説明になります。
炉心の著しい損傷が発生した場合に、格納容器内の水素爆発による破損を防止するための対策
といたしまして、１つ目は運転中の格納容器に窒素を供給することで常時不活性化し、また２
つ目は可搬型窒素ガス供給装置を用いまして、格納容器内に窒素を供給することで格納容器内に発生する水素及び酸素の濃度を可燃限界未満にいたします。また、３つ目は原子炉格納容器
フィルタベント系によりまして、水素を格納容器外に排出でき、フィルタ装置出口に水素濃度監視設備、それから放射線モニタを設置いたします。さらに４つ目は、格納容器内の水素濃度
及び酸素濃度監視設備を整備いたします。
図の右側にあります写真の可搬型窒素ガス供給装置につきましては、空気中の酸素を吸着除去して、窒素ガスの純度を上げて、系統内に供給するという車両になってございます。
２５ページをお願いいたします。建屋の水素爆発防止対策の説明になります。炉心の著しい損傷が発生した場合、原子炉建屋の水素爆発による損傷を防止するための対策といたしまして、
静的触媒式水素再結合装置を設置、それから原子炉建屋内水素濃度監視設備を設置いたします。
設備の詳細は、ご意見に対する回答の中で説明いたします。
２７ページをお願いいたします。使用済燃料プールの注水対策の説明になります。
大きな１つ目ですけれども、既設の使用済燃料プールの冷却・補給設備が機能喪失した場合、使用済燃料プールを冷却し、放射線を遮蔽するための対策ということで、燃料プール代替注水系を整備します。１つ目は大容量送水ポンプ（タイプⅠ）を用いて、淡水貯水槽の水を原子炉
建屋内の常設配管を通じてプールに注水するもの、２つ目は同じく大容量送水ポンプ（タイプⅠ）を用いて、淡水貯水槽の水を、ホースを通じて使用済燃料プールに注水するものです。
また、２つ目の大きな項目ですが、使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合、使用済
燃料プールの著しい損傷を緩和するための対策として、燃料プールスプレイ系を整備いたしま- 8 -す。１つ目は、大容量送水ポンプ（タイプⅠ）を用いて、淡水貯水槽の水を原子炉建屋内の常設配管、スプレイノズルを通じて使用済燃料プールにスプレイするものでありまして、２つ目は同じく大容量送水ポンプ（タイプⅠ）を用いて、淡水貯水槽の水をホース、スプレイノズル
を通じてプールにスプレイするものです。
２８ページをお願いいたします。燃料プールの注水・スプレイの簡単な系統図になってございますが、①の代替注水系（常設配管）と③のスプレイの常設配管、これは建屋内を常設配管で構成していますけれども、②と④は可搬設備のみで構成し、対策の多様化を図ってございます。それから、プールのところに⑤ということで、使用済燃料プール監視設備を設置いたしま
す。水位・水温監視としましては、検出方式の異なる２種類を設置しまして、そのほかに放射線モニタを２台、監視カメラを１台設置し、これらの監視設備を組み合わせて状態の監視を行うこととしてございます。
２９ページをお開き願います。使用済燃料プールの冷却機能が喪失することによりまして、発生する水蒸気が原子炉建屋内の他の設備に悪影響を及ぼすことを防止するための対策といたしまして、燃料プール冷却浄化系を整備いたします。これは、原子炉補機代替冷却水系を用いまして、燃料プール冷却浄化系ポンプ、それから熱交換器により使用済燃料プールを除熱するものです。
３１ページをお願いいたします。放射性物質の拡散抑制対策の説明です。炉心の著しい損傷、それから格納容器の破損、それから使用済燃料プール内燃料体などの著しい損傷に至った場合、発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策といたしまして、１つ目ですが、放水設
備（大気への拡散抑制設備）は、図のとおり大容量送水ポンプ（タイプⅡ）、それから放水砲を用いまして、原子炉建屋の屋上に放水するものです。それから、２つ目は放水設備（泡消火設備）ということで、航空機燃料火災に対応するために、上の放水設備に泡消火薬剤混合装置を接続して放水するものです。
３２ページをお願いいたします。海洋への拡散抑制設備でございまして、原子炉建屋へ放水した後の放射性物質を含む水が海洋へ拡散するのを抑制するためのものでございまして、流出経路となる図の黄色の部分の４カ所にシルトフェンスを設置いたします。シルトフェンスは下の写真のものになっていますが、海水中にカーテンを張ることで土砂などに付着しました放射性物質をシルトフェンス内で滞留、沈降させて拡散を抑制するものです。
３４ページをお願いいたします。水源の確保対策の説明になります。重大事故などの収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保し、その水を供給するための対策といたしまして、- 9 -１つ目の矢羽根ですが、既設の復水貯蔵タンクを重大事故等対処設備として使用しまして、２つ目の矢羽根ですが、代替淡水源として淡水貯水槽２基を設置いたします。海水は構内の複数箇所から取水し、また移送手段、移送ルートを確保いたします。
なお、有効性評価のシナリオにおきましては、最大でも３，８００ｍ ３ の水を使用いたしま
すが、淡水貯水槽が１基でも十分な量の水を有しているということになります。
３６ページをお願いいたします。電源設備の説明になります。既設の電源設備が機能を喪失した場合、必要な電力を確保するための対策ですが、１つ目の矢羽根、常設代替交流電源設備
としまして、ガスタービン発電機を屋外に設置いたします。それから、可搬型代替交流電源設
備といたしまして、電源車を屋外に配備し接続口を設置いたします。所内常設蓄電式直流電源設備といたしまして蓄電池を設置し、必要な負荷以外の切り離しを考慮して、合計で２４時間にわたり必要な電力を供給いたします。それから、可搬型代替直流電源設備として、常設の蓄電池、それから常設の充電器を設置し、常設の蓄電池、充電器と可搬型の電源車を組み合わせて２４時間にわたり必要な電力を供給いたします。
最後ですが、燃料補給設備としまして、軽油タンクに加えて、ガスタービン発電設備軽油タ
ンク、それからタンクローリーを設置いたします。
３７ページをお願いいたします。代替交流電源の概要を示します。図の点線は既設の非常用ディーゼル発電機からの供給ラインを示しておりまして、図の実線はガスタービン発電機、電源車からの供給ラインを示しています。独立性などの詳細はご意見に対する回答の中で説明をさせていただきます。
３８ページをお願いいたします。代替直流電源の概要を示しております。同じく図の点線は既設の供給ラインを示しておりまして、図の実線は代替蓄電池、それから電源車などからの供給ラインを示しております。代替蓄電池などの供給ラインは、既設の供給ラインに対しまして独立性を有した設計としてございます。
３９ページをお願いいたします。計装設備の説明です。重大事故等が発生し、計測機器の故障により、監視が必要なパラメータを計測することが困難になった場合、当該パラメータを推定するための対策ですけれども、１つ目の矢羽根は必要なパラメータを整備いたします。次ページ以降で説明します。
それから、２つ目は必要なパラメータが機能を喪失した場合、推定するための代替パラメー
タを整備いたします。代替パラメータによる推定方法ですけれども、①として同一物理量による推定ということで、例えば表の中にあります原子炉圧力容器温度が監視不能の場合には注水- 10 -

系統の温度により推定したり、②の水位の注水源または注水先の水位変化による推定としては、
例えば原子炉水位が監視不能な場合には原子炉圧力容器への注水量から推定するなどの手段を整備してございます。
４０ページをお願いいたします。原子炉圧力容器、それから格納容器の主要なパラメータということで、温度、圧力、水位、水素濃度、酸素濃度、放射線量率について図のように整備いたします。
４１ページをお願いいたします。先ほどの４０ページのパラメータ整備の具体例をもう少し補足した説明となってございます。
まず、例１としまして、表の真ん中の列にございます原子炉格納容器下部水位であるとか、
ドライウェル水位、それからその下のほうですが、格納容器内水素濃度などの検出器を新たに追加いたします。それから、例２としましては、表内の原子炉圧力容器温度などにつきまして
は、測定範囲の見直しを行います。それから、例３といたしまして、格納容器に設置する検出器は、検出器から格納容器電気貫通部までの間に接続部を設けないことによりまして、水没により機能喪失しない構造といたします。例４といたしまして、重大事故等時に想定される環境条件におけます耐環境試験などによりまして、計器の健全性の確認をいたします。
４３ページをお願いいたします。ここまでが女川２号におけます重大事故等対処設備の主な設備をご説明いたしましたが、３．といたしまして適合性審査の状況についてご説明をいたします。
１つ目の矢羽根ですが、原子炉格納容器圧力逃がし装置につきましては、これまで審査会合を８回実施しておりまして、水素爆発による原子炉建屋などの損傷を防止するための対策につきましては、これまで審査会合を３回実施しております。このほかに、有効性評価の審査会合において関連する重大事故等対処設備の説明を実施してございまして、直近の審査会合におきましては、過去の審査会合における指摘事項に対して回答を実施してございまして、特段のコ
メントはありませんでした。
４５ページをお願いいたします。ここからご意見に対する回答のご説明をさせていただきます。
まず、意見№６７ですが、「電源系に関して、ＤＧの冷却方式や分電盤がどこで一緒になっているのかといった共通原因故障についてどのように分析を進めているのか説明をしてもらいたい。また、電源系以外でも例えば地震による火災と溢水の同時発生のような共通原因故障もあり得るので、個別シナリオでの対策やリスク評価以外に共通原因故障の取り扱いの考え方を- 11 -

説明してもらいたい」です。
回答になりますが、１つ目の項目です。既設の設計基準事故対処設備は、多重性、それから多様性を確保し、異なる区画に設置することなどにより安全機能が損なわれるおそれがない設計としています。今回整備します重大事故等対処設備は、共通要因によって既設の設計基準事
故対処設備の安全機能と同時に、その機能が損なわれるおそれがないように、共通要因の特性を踏まえて可能な限り多様性を考慮しています。共通要因としましては、環境条件、自然現象、
人為事象、溢水、火災及びサポート系故障を考慮してございます。以降に、交流電源設備、それから低圧注水設備における多様性及び位置的分散を例示いたします。
４６ページをお願いいたします。交流電源設備の多様性、位置的分散について説明いたします。
１つ目ですが、既設の非常用ディーゼル発電機は多重性及び独立性を考慮しまして、３台を各々別の場所に設置し、共通要因により機能が喪失しない設計としています。今回整備します
ガスタービン発電機の多様性ですけれども、１つ目として、ガスタービンにより駆動すること
で、ディーゼルエンジンにより駆動する非常用ディーゼル発電機に対して多様性を有する設計としておりまして、２つ目で冷却方式を空冷とすることで、水冷である非常用ディーゼル発電機に対して多様性を有する設計としています。また、原子炉建屋から離れた屋外に設置することで、原子炉建屋内の非常用ディーゼル発電機と位置的分散を図る設計としておりまして、最後のレ点ですが、ガスタービン発電機からの系統は独立した電路で構成することによりまして、
非常用ディーゼル発電機からの系統に対して独立性を有する設計としています。
また、電源対策のもう一つであります、今回整備する電源車の多様性ですけれども、１つ目のレ点ですが、冷却方式を空冷とすることで、水冷である非常用ディーゼル発電機に対しまして多様性を有する設計としており、２つ目ですが、ディーゼルエンジンにより駆動することでガスタービンにより駆動するガスタービン発電機に対して多様性を有する設計としています。
また、原子炉建屋から離れた屋外に保管することで、原子炉建屋内の非常用ディーゼル発電機と位置的分散を図り、ガスタービン発電機から離れた屋外に保管することで位置的分散を図る設計としています。
電源車からの系統につきましては、独立した電路で構成することによりまして、非常用ディーゼル発電機からの系統に対しても独立性を有する設計としておりまして、電源車の接続箇所
は位置的分散を図った２カ所に設置する設計としています。
４７ページをお願いいたします。これまで説明をしました内容を含めて、横軸に設備、それ- 12 -

から縦軸に電源、電源供給先、冷却方式、燃料源として比較整理した結果を表に示してございます。
４８ページをお願いいたします。ガスタービン発電機・電源車は非常用ディーゼル発電機と図の系統図の吹き出しの設置位置のとおり、位置的分散を図る設計としております。また、図の赤線で示しておりますとおり、非常用ディーゼル発電機が機能喪失した場合でも、ガスター
ビン発電機、それから新設する緊急用母線によりまして必要な負荷に電力供給をすることが可能で、独立性を有する設計としてございます。
４９ページをお願いいたします。低圧注水設備の多様性、位置的分散について説明いたしま
す。
同じく横軸には設備として既設の残留熱除去系、低圧炉心スプレイ系、それから今回整備する復水移送ポンプ、直流駆動低圧注水系ポンプ、大容量送水ポンプを示しまして、縦軸にポン
プ、水源、駆動電源、冷却方式として比較整理した結果を表に示します。上の四角の中に書いておりますが、今回整理します重大事故等対処設備は、設計基準事故対処設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう、多様性を有する設計としております。また、独立性の観点
では、③の復水移送ポンプ、それから⑤の大容量送水ポンプは水源から残留熱除去系配管、これは①の系統に当たりますが、との合流点まで流路を独立する設計としてございまして、④の直流駆動低圧注水ポンプは流路を完全に独立した設計としてございます。
５０ページをお願いいたします。低圧注水設備の位置的分散についての説明になります。図の青枠が既設の設備を示してございまして、赤枠が今回整備する設備を示してございます。今回整備する赤枠の設備は、既設の青枠の設備と位置的分散を図る設計としています。意見№６
７への回答の説明は以上になります。
５１ページをお願いいたします。意見№７６ですが、「水素発生防止策について確認したい」です。
回答ですけれども、１つ目ですが、これまで説明したとおり、炉心の著しい損傷を防止、これは水素発生防止に当たりますが、するため、高圧代替注水系、低圧代替注水系などを設置し、炉心の著しい損傷が発生した場合には、ジルコニウム－水反応などによりまして、水素が発生することから、格納容器の破損を防止し、これは建屋への水素漏洩を抑制するため、格納容器
代替スプレイ冷却系、代替循環冷却系などを設置いたします。有効性評価のシナリオにおきま
しては、これらの対策により事故は収束いたしますが、最後の項目ですが、これらの対策を講じたとしても格納容器内で発生した水素が原子炉棟内に漏洩した場合に備えまして、対策を実- 13 -

施いたします。
５２ページをお願いいたします。格納容器内で発生した水素が原子炉棟内に漏洩した場合に備えた対策としまして、１つ目は静的触媒式水素再結合装置、以降ＰＡＲと表現させていただ
きますが、ＰＡＲにより格納容器内で発生した水素が原子炉棟内に漏洩した場合に、原子炉棟
内で水素を処理し、２つ目の項目は格納容器から原子炉棟内で想定を超える水素漏洩が確認された場合にはＰＡＲによる水素処理に加えまして、原子炉格納容器フィルタベント系によるベントを行いまして、格納容器から原子炉棟内への水素漏洩を抑制いたします。それから、３つ目は事業者の自主的な取り組みの位置づけになりますが、原子炉建屋ベント設備によりまして、
水素の成層化などにより水素爆発に至る可能性のある場合に、オペレーティングフロアの天井部分から水素を排出いたします。
５３ページをお願いいたします。ＰＡＲの概要について説明をいたします。
ＰＡＲは運転員による起動操作を行うことなく、水素を触媒反応により酸素と再結合させる設備です。２つ目の矢羽根ですけれども、ＰＡＲは水素処理の増加によりまして温度が上昇するため、動作監視装置としてＰＡＲの入り口側及び出口側に温度検出器を設置し、入り口、出口の温度差を確認することで、動作状況を把握いたします。
５４ページをお願いいたします。ＰＡＲの設計方針について説明いたします。原子炉棟内の水素濃度を可燃限界未満の４％未満に抑制できるよう、ＰＡＲの設置台数を設定しています。
ＰＡＲの設置台数は、格納容器からの水素漏洩量に対して、ＰＡＲの水素処理容量が上回るように設定し、その台数と配置について流動解析にて確認を行っています。
①のＰＡＲの設置台数の設定についてですが、必要台数評価条件によりまして１７台となり、必要台数に余裕を考慮し１９台を設置いたします。ＰＡＲの必要台数の評価条件の表を確認いただきたいのですけれども、ＰＡＲ１台当たりの水素処理量は機器仕様であります０．５ｋｇ／ｈに対しまして、反応阻害物質による性能低下を保守的に見込んだ５０％の値といたしまして、０．２５ｋｇ／ｈに設定いたします。それから、下の格納容器漏洩率につきましては、格納容器の設計圧力の２倍であります限界圧力における格納容器漏洩率１．３％／ｄａｙに余裕を考慮して１０％／ｄａｙに設定をいたします。
５５ページをお願いいたします。②としてＰＡＲの設置場所の設定についてですが、格納容器から原子炉棟へ水素が漏洩した場合、水素を含むガスが高温のため、原子炉棟内における水素は原子炉建屋３階のオペレーティングフロアに導かれるため、水素が最終的に滞留するオペ
レーティングフロアにＰＡＲを設置いたします。配置は図のとおりですけれども、オペレーテ- 14 -

ィングフロアの壁近傍に水平方向、それから上下方向それぞれに分散して１９台を配置いたします。
５６ページをお願いいたします。流動解析による妥当性確認についてですが、①の台数と②の配置場所をもとに、設計条件にて原子炉棟内における水素挙動を評価した結果、ＰＡＲの起動により４％未満に抑制されることを確認いたしました。
２つ目のポツですが、ＰＡＲは水素と酸素の反応のため、事象発生後約１４８時間でオペレーティングフロアの酸素が欠乏して、ＰＡＲの起動に必要な酸素濃度、これは２．５％ですけ
れども、を下回ることで処理が行われなくなり、水素濃度が上昇する結果となりましたが、この状態は酸素濃度が可燃限界未満の５％でありますので、水素燃焼は発生しません。
それからまた、原子炉建屋水素濃度が２．３％に到達した場合には、運用として格納容器フィルタベント系による格納容器ベントを実施しますので、格納容器ベントにより格納容器から
原子炉棟内への水素漏洩が抑制されることから、水素濃度は可燃限界に到達いたしません。図
の解析結果では、ＰＡＲの起動に必要な水素濃度が１．５％であることから、そこから水素処理が開始されまして、可燃限界の４％に抑制されることが確認できます。
５７ページをお願いいたします。こちらは非公開版の５７ページをお願いいたします。
ＰＡＲの反応阻害物質に対する影響について説明をいたします。炉心損傷時の核分裂生成物のハロゲンの大部分を占めますよう素の影響についてですけれども、よう素が存在しない状態に比較して約２５％の水素処理性能の低下が、下の図の左側のほうで確認されています。重大
事故時に想定されるよう素濃度は、グラフの下に想定されるよう素濃度ということで、０．０
１５ｇ／ｍ ３ ということで記載していますけれども、このよう素濃度は試験条件と比べ、というのはマスキングの中にあります数字と比べまして十分に低いですが、ＰＡＲの水素処理量は
保守的に５０％の性能低下を見込んでＰＡＲの設置台数を設定しています。
それから、水蒸気の影響についてですが、水蒸気濃度が５０％の環境下においても、水素処
理性能を発揮していることは、図の右側で確認がされています。重大事故等時に想定される水蒸気濃度は約２１％でありまして、水蒸気による性能低下の影響は考慮いたしません。仮に多量の水蒸気が発生した場合においても、触媒には疎水性コーティングが施されておりまして、
有意な触媒の劣化は起こらないと言えます。意見№７６への回答の説明は以上になります。
公開版の５８ページをお願いいたします。公開版５８ページから、意見№７７への回答になります。
意見№７７ですが、「格納容器フィルタベント設備の性能及び運用などについて説明するこ- 15 -

と」です。運用につきましては、次回以降にて説明いたします。
格納容器フィルタベント系の概要についてですけれども、１つ目の矢羽根ですが、系統を構成する機器は、頑健な原子炉建屋に設置いたします。右側の、小さくて見づらくて恐縮ですが、系統図を確認ください。サプレッションチェンバからの赤の太い線、またはドライウェルからの赤の細い線から、ＭＯと記載されております電動弁、２弁を経由して、フィルタ装置３台に入り、フィルタ装置から原子炉建屋屋上で放出される流れになっております。
２つ目の矢羽根ですが、サプレッションチェンバからのベントを基本といたしますが、長期的にも溶融炉心、水没などにより悪影響を受けないよう、ドライウェルからのベントの経路も設置することで、２つの排気経路を設置する設計としています。
３つ目の、ベントに必要な隔離弁の操作につきましては、次のページで説明いたします。
４つ目、他の系統と隔離する弁につきましては、系統図にも吹き出しで記載しておりますが、他の系統に漏れないよう直列で二重に設置する設計とします。
最後ですが、ベント開始時の系統内での水素爆発を防止するため、待機時は系統内を窒素で不活性化する設計としております。
フィルタ装置の主要仕様のところで、フィルタ装置につきましては、３台を１式として構成してございます。
５９ページをお願いいたします。放射性物質の低減について説明いたします。女川２号のフィルタ装置は Framatome 社製フィルタ装置でございまして、こちらは大規模試験装置によりまして実機使用条件を考慮した除去性能検証試験を行っており、その結果に基づきフィルタ装置を設計しています。粒子状放射性物質に対しては９９．９％以上、それから無機よう素に対しましては９９．８％以上、有機よう素に対しましては９８％以上を除去する性能を有する設計としています。
非公開ページの５９ページをお願いいたします。フィルタ装置の模式図を記載してございます。格納容器からフィルタ装置右側の真ん中の配管にベントガスが入りまして、ベンチュリノ
ズル、それからスクラバ溶液を通りまして、緑色の金属繊維フィルタ、赤色の放射性よう素フィルタを通りまして、原子炉建屋屋上に流れる構成になってございます。
それぞれの役割ですけれども、左側の吹き出しで書いていますが、ベンチュスクラバというのは、ベンチュリノズルとスクラバ溶液で構成してございまして、ベンチュリノズルにおいて粒子状放射性物質及び無機よう素を捕集しまして、スクラバ溶液に保持いたします。その後、
金属繊維フィルタではベンチュリスクラバを通過した粒子状放射性物質を金属繊維フィルタに- 16 -

よって捕集、保持いたします。その後、放射性よう素フィルタでは有機よう素、無機よう素を捕集する吸着剤を通過させることでベントガスに含まれる放射性よう素を捕集、保持いたします。
公開版の６０ページをお願いいたします。隔離弁の人力操作について説明をいたします。ベントに必要な隔離弁、これは先ほどの系統図でありました２つの弁の操作が必要ですけれども、全交流動力電源喪失時に代替電源設備より受電し、中央制御室から遠隔操作が可能な設計としています。
２つ目の矢羽根ですが、すべての電源が喪失し、中央制御室から操作できない場合には、原子炉建屋付属棟（非管理区域）から遠隔手動弁操作設備を用いまして、人力にて隔離弁を操作が可能な設計としています。左下の遠隔手動弁操作設備の模式図を確認ください。非管理区域のハンドルと弁の駆動部をフレキシブルシャフトという青で示したもので接続し、これを回転させることによって弁を操作するという構成になってございます。
３つ目の矢羽根ですが、遠隔手動弁操作設備の成立性及び操作時間をモックアップ試験により確認した結果、人力の場合のハンドル操作時間は最大で５４分、それから電動ドライバを用いた場合のハンドル操作時間は最大で１３分となってございます。炉心の著しい損傷時においても、現場において人力で隔離弁の操作ができるように、放射線防護対策として遮蔽を設置する設計としています。意見№７７の回答の説明は以上となります。
６２ページをお願いいたします。ここから参考資料の説明を簡単にさせていただきます。
参考１は、設置許可の審査が終わっております柏崎刈羽の６、７号機・東海第二と女川２号の主な重大事故等対処設備の比較結果を４枚にわたって整理してございます。表の欄外に書いています赤字が差異の部分でございますけれども、基本的には先行とほぼ同様の対策になってございます。
６６ページをお願いいたします。参考２は、これまで説明しました重大事故等対処設備の全体像を４ページにわたって整理しております。赤字で示しますのが、今回新設なり改造している系統の設備になります。説明は省略させていただきます。
以上で全体の説明を終わります。
○座長

ありがとうございました。

初めに、この件につきまして、欠席の先生から何かコメントがありましたら、事務局からご報告をお願いいたします。
○事務局

事務局でございます。ご欠席の先生からは、コメントにつきましてはなかったという- 17 -

ことを報告させていただきます。
○座長

それでは先生方、何か質問等がありましたらご発言いただきたいと思います。関根先生、

お願いいたします。
○関根委員

ありがとうございました。先日女川のベント関係の設備を見学させていただいて、

水素濃度、これがやっぱり一番気になりました。福島でも似たような経験をしています。それをどうやって解決していくのかというのが非常に注目されることだろうなと思いました。
今、何らかのときに、何らかの稼働の能力、電源を使わないような静的にする設備は望ましいものだと思いますけれども、ただし一番気をつけなければいけないのは能力に関することであろうと思います。能力は今これをお示しされているのはわかるのですけれども、例えば寿命には配慮する必要があり、永久にそのまま触媒の機能が続くわけはないだろうと思うわけで、だから、寿命を含めた計算条件関係が一番気になりました。
私が最も気になったのは、どのぐらいの寿命期間、これは触媒能力が発揮できるのかと。１回オープンしたときから、確かにコーティングがされているとはいえ、触媒の寿命というのはやはり考えなければいけません。この計算の中では、ほかの条件によって１３０時間がでてくるという説明がありましたけれども、この触媒の自身の耐用日数、耐用年数、月数からは、それは関係がなかったように思いました。ですので、それをまず一つお伺いしたいなと思いました。
それから、水素の処理能力の関係でもう一つ、阻害する要因が気になりました。阻害する要因で、私最も気にしたのは水です。今外側の水の影響は、カバーによって覆われているから関係ないとおっしゃった。ただし水素は中に入っていき、中で水ができます。そうすると、中の水はカバーによって外に出て行けないのかというおかしい疑問にたどり着きます。だから、蒸発で出て行くのだというご説明が不思議に思えるのです。確かに水が１モルできれば、液体の水だったら大体２８０キロジュールぐらいの発熱量になりますよね。そうすると、その蒸発熱が大体４０キロジュールぐらいですから、十分それを補っているのですけれども、周りの温度によって凝縮はしますので、今のカバーがついていることによって、逆に内側に閉じ込められることになるため、能力はそのまま続かないのではないかというのが私の直感なんです。もう一つ、温度が非常に高い場合の計算でのみ、水蒸気濃度の高い算定をされていますが、低い場
合では水蒸気濃度は低くなる、０％で計算されていますよね。だから、そのときに凝縮が必ず起こってくるんだろうなと考えるのです。したがって、この場所でもしも可能だったらテストしていただけると一番いいのだろうなと思われ、そうすれば一番安心です。大変危険な作業に- 18 -

なりますけれども、何らかのもう少し緩い条件から、この場でテストして、この能力が確認できて、そうすれば皆さんどういう能力があるのかというのが実際にお示しできます。そういうことが可能であればお願いしたいなと、見学も含めて今日も思いました。以上です。
○座長

それでは、返答をお願いいたします。

○東北電力株式会社

東北電力の菅原です。

今ほどのご質問なりご意見に対する部分なのですが、まず１つ目のＰＡＲの耐用年数についてですけれども、明確にはございません。どうするかといいますと、定期検査ごとに、実際に水素を入れて触媒活性の状態を試験で確認いたします。それの状況を見て触媒の交換を行うということで考えてございます。
それから、２つ目の中で発生した水の状況であるとか、蒸気凝縮に関する懸念というお話ですけれども、このＰＡＲというものはもともとＰＷＲの格納容器に入れている製品でして、相当海外でも試験の実績はございます。その試験の実績をもとに検討を進めているのですけれども、例えば、ＰＡＲの温度は３００度まで上昇するだろうと考えてございまして、基本的には水蒸気の環境下でも一度ＰＡＲが動けば、蒸発していって、それが上昇気流になって建屋内を対流して、またＰＡＲに戻ってくるということで、処理が継続的に行われるような知見が出てございます。基本的には一度起動するまでの影響は考えなければいけないということで、それが今日お示ししました５７ページの右側の部分なんですけれども、初期の水蒸気の影響によって、ＰＡＲが始動しないとＰＡＲが効いてきませんので、海外の知見なりを参照して問題ないということで確認しています。説明は以上になります。
○関根委員

ありがとうございました。実績があるということで、その点については理解をいたしました。
ただ、最後に一言残ったのは、起動するかしないかというところ、そこの条件づけをきちんとしていただいて、説明していただければいいと思います。
ただ、素人目から判断しますと、やはりそういうテストはちゃんと、その現場でやっていた
だけると安心感が全然違うなと私は思いましたので、可能ならば、またそれから耐用年数を比較するのに水素を注入して、その能力を実際に出して、それで交換などを考えるという非常に現実的なお話でしたので、全体的な今のシミュレーションに対するような試験をできれば一番
我々も安心できるかなと思いました。以上です。
○座長

それでは、兼本先生、お願いします。

○兼本委員

非常にたくさんの対策を聞いて、全部を全て理解しているわけではないのですけれ- 19 -

ども、非常にたくさんの新設の安全設備を入れて、安全性は福島の事故も含めて、非常に高まっていると思うのですが、一つ懸念という意味で質問させていただきたいのですけれども、新設のものについては経験がないわけですから、想定外のことで、実際せっかくつけたんだけれども使えなかったということはあり得ると思うのですよね。そういう意味で、１つ、２つ、ちょっと代表的な質問をさせていただきたいのですけれども、例えば１１ページですね。冷却材
圧力バウンダリですね。電源設備が喪失した場合に、バウンダリの人力で弁を操作するという記述があるのですけれども、先ほどの格納容器のベントの場合も人力で、これは遮蔽まで考慮しているということだったのですけれども、これも同じように、非常時にも立ち入れるような場所で人力で操作できるかどうかということ、もう一つ教えていただけますかね。４つぐらいあるんですけれども、順番でいいですか。
○東北電力株式会社

先ほどの高圧代替注水系の現場操作の確実性というお話だと思うのですが、今の想定は、全面マスクなどの放射線防護対策をしますと。それから、人数は２名で行きまして、基本的には事象発生初期にこの注水対策をやらないと事故収束はしませんので、事象発生初期ということで、被曝的には問題ないという評価をしてございます。
○兼本委員

早期に行くと。

○東北電力株式会社
○兼本委員

はい。

わかりました。福島の場合でもおくれてアクセスできなかったような場所が結構ありましたので、そういうことでしたら、わかりました。
もう一つ、次が非公開資料の１３ページ、これも圧力容器の、これも福島で同じように逃し弁が開かなかったという事例ですけど、最高使用圧力の２倍ということですけれども、これは８５４キロパスカルですね。圧力容器、格納容器内の圧力はこれ以上に上がることもあると思うのですけれども、そういうことは想定されていますか。
○東北電力株式会社

有効性評価のシナリオの中では、この８５４キロパスカルまで到達するようなシナリオはありません。厳しいシナリオをつくってもあり得ませんということで、基本的に格納容器の健全性は、設計圧力がこの半分なのですけれども、８５４キロパスカルまで耐えますということで確認しているということで、ここまでやれればいいでしょうと考えておりま
す。
○兼本委員

それ以上になっても、格納容器はもつと思うのですけれども、その場合に逃し弁が開かなくなるというシナリオは、逆に言うと減圧設備がいろいろついているから、それはそれ以上のことは考えなくてもいいですと理解していいのですかね。
- 20 -

○東北電力株式会社

８５４キロパスカルになるようなシナリオは、炉心溶融をして原子炉の減圧をする必要がないような状況を想像できます。
○兼本委員

福島はどれぐらいまで、８００キロパスカルぐらいまで上がりませんでしたか。半分ぐらいでしたか。結構上がった印象があったのですけれども、今その場では確認できないですけれども。
○東北電力株式会社

東北電力の田中と申します。

今のお話なのですけれども、我々格納容器につきましては、８５４キロパスカル以上にならないように、そこに到達するまでに格納容器ベントをしますということにしております。おっしゃるとおり、ベントに失敗するような事象を想定すれば、もっと２Ｐｄ以上に上がっていくというシナリオはあり得るのですけれども、そこは確実にベントをするという対応で考えております。以上です。
○兼本委員

わかりました。いや、この２倍だけで考えると、格納容器、それ以上に８気圧以上に上がることはあるのですけれども、ベントという設備も含めて、これでいいですよという説
明であれば、まあ納得できるかなと。
もう２つほどあるのですけれども、あまり時間とって申しわけないですかね。２７ページですか。燃料プールの代替注水系、ホースを通じて冷やしますよという表現があるのですけれども、このホースは緊急時に引くと解釈したのですけれども、そういう状況になるのでしょうか。
福島の場合も冷やすときに俗にキリンと呼ばれるような非常に高い消防設備でようやく冷えたということなのですけれども、ホースを引けるような状況じゃないという気がするのですが。
○東北電力株式会社

ご指摘のとおりでございまして、ホースを敷設できないような状況も考えて、常設の配管で設備を構築しているのと、あと、ホースでもやれますと。ですから、状況を鑑みて対応するということになります。
○兼本委員というのは、ちょっと言葉悪いのですけれども、新設でホースで引いて、それも代替の一つですよと言われても、実際にはそれができないような案を書いているとすると、架空の安心にしかならないので、そこは気をつけていただきたいなと。これも福島で経験したことですけれども、オフサイトセンターが近くに造ってあって、役に立たないというのは皆さん認識していたのですね、事前にね。安心材料としてそれを置いたのですけれども、それでは意味がなくて、そういうことを考慮して、こういう新設は、せっかくつくのであれば、現実的にできるような案をやってほしいなと。これはコメントで結構です。ないよりはあったほうがいいということで、わかります。
- 21 -

最後にもう一つだけ、少しこれは計測としてはちょっと懸念もあるのですけれども、３９ページですね。代替パラメータをほかの物理量から推定しますよという、２番目の案ですね。これは非常に大事なことではあるのですが、運転員にそこまで任せられるのでしょうかと。つまり、直接の計測値とこういう代替の推測の計測値があったときに、安全の専門家であれば理解できることでも、運転員であれば、逆に違う量が提示されると混乱することはないですかというところを、少しちゃんと考えていてほしいなというところでご意見はいかがでしょうかと。
これが最後です。
○東北電力株式会社

こちらの推定手段につきましても、安全解析のわかる人じゃないとわからないような推定にならないように、例えば早見表をつくるなどの整備をして、手順化していきたいと考えています。
○兼本委員

運転員の方に全部わかってもらうのは無理ですから、そうでない専門家の発電所のサイトにいるわけですから、手順書の中で誰がどう解釈するかというところまで記載して、役に立つような情報提供をしてほしいなという気がします。これはコメントです。以上です。
○座長

ありがとうございました。そのほかご質問、首藤先生、お願いします。

○首藤委員

説明ありがとうございました。私から質問とコメントを含めて、３点申し上げたいと思います。
１点目は、今兼本先生がおっしゃったことと関連するのですけれども、今の３９ページの代替パラメータのお話ですとか、いろいろな計測装置や設備が増えたりということで、運転員が見なければいけないものが相当増えているのではないかと思います。それらの設備は新設しますけれども、多分、中操のパネルを一新するとかいうわけではないと思うので、上手にお示ししないと情報過多になってしまったりして、運転員が一体何が起こっているのかわからないという状況になりかねないと思うのですね。ですので、マニュアルでもそうですし、訓練でもそうですし、きちんと運転員がそれらの設備を使いこなせるようにということをしっかり確認していただく必要があるかなと思います。
ヒューマンファクターの専門家ともご相談されて、運転員のワークロードをしっかりと確認
して、最終的に運用までしっかりやっていただきたいと思います。これはコメントです。
質問が２点ございまして、まず１点目は、すみません、２７ページでご説明いただいた、使用済燃料プールの燃料損傷防止対策なのですけれども、これは私の理解があっているかどうかをちょっと確認させてください。
１つ目の四角のところは、要はプールに水を入れることができなくなった場合に、代替手段- 22 -

として水を入れる手段を設けるということだと理解しています。使用済燃料プールで冷やせな
くなるもう一つとしては、一生懸命水を入れても、プールから水が抜けていってしまう場合が考えられると思うのですけれども、２つ目のスプレイというのは、そういう場合でも冷えるという対策だと理解していいのかどうかということが質問です。
もう一つの質問は、３１ページですね。発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設
備、これ正しいのかどうか、私もよくわかりませんが、要は施設の外に放射性物質が出ないよ
うにという対策ということだと思うのですけれども、私のような素人からすると、フィルタベ
ントというのはまさにそのためにあるのではと思うのですが、フィルタベントは別のところで説明をされて、大気中への拡散抑制設備という位置づけにされていないのはなぜなのかなというのが素人的に疑問に思いました。フィルタベントで触れられているのは、格納容器の圧力を減らすということで、もちろんその効果もあるということは当然わかるのですけれども、むしろ通常のベントではなくて、フィルタベントになった一番の理由は、放射性物質の拡散を防ぐということではないかと思うので、何かこちらに書かれていない理由があれば教えてください。
以上、２点です。
○東北電力株式会社

まず、使用済燃料プールの対策に関して、２７ページですが、こちらの１

つ目につきましてはご理解のとおりで、水が足りなくなったときで、従来、補給する設備が機能喪失しているので、これで注水をしますというのが１つ目の対策になります。
それから、２つ目のスプレイですけれども、これはシナリオがないような状況なのですが、
例えばプールに穴があいて、急激に水がなくなるような状況においては、燃料自体にスプレイ
水を吹きかけて冷却をするというものになります。ですから、これはシナリオにはなくて、念のための対策というような位置づけになります。先ほど、沸騰で減るのではないですかというお話がありましたけれども、沸騰で減りますので、最終的には２９ページの燃料プール冷却浄化系というもので熱をとってあげるということも対策としてはやることになりますので、注水をしつつ除熱をして、水位を確保するということになります。というのが１点目の回答になります。
それから、２点目の３１ページの放射性物質の拡散抑制の中に、フィルタベントが入っていないのはなぜでしょうかというご指摘ですけれども、新規制基準の枠組みでの整理をさせてい
ただいておりますので、ご指摘のとおり、フィルタベントは放射性物質の環境への放出低減をするというのが重要な目的になってございますので、ご理解のとおりで結構だと思います。放
射性物質の拡散抑制もシナリオがないような状況で、例えば航空機が突っ込んできたというと- 23 -

きに、水を放水させて、放射性物質をたたき落とすというような効果を期待する拡散抑制対策になっております。説明は以上になります。
○座長

それではそのほか、鈴木先生、お願いします。

○鈴木委員

説明ありがとうございました。非常に多岐にわたって考えられていて、よく理解できました。ただ、私の質問、ちょっと一般的な質問なのですが、機械屋なものですから、すぐ
そういう心配をしてしまいますが、一つは代替の設備を随分たくさん、いろいろ機能も違いますけれども、ありますけれども、機能的な問題と構造的な問題でちょっとどうなのかなと思ったのが、まず代替設備というのは常時の運転ではなく、非常時に働くものですよね。ですから、実際にオペレートしているときには働かないものなのですが、それがきちっとした機能をそのときに発揮するのかと。何らかの、さっき寿命の話もちょっと出てきましたが、寿命に限らず、実際には健全だと思っていたのが、何らかの要因で働かないということがあり得るわけで、そういうもののチェックをどういうふうに考えられているかというのが一つ。
それからもう一つは、構造的な問題なのですが、要するに構造変更されるわけです。ですから、構造変更されますから、余計なとは言いませんが、付加的に構造をいろいろつけますので、その構造が変化することによって複雑になっているわけですよ。構造的に複雑になるというのは、性能的に見るとあまりいいことではなくて、例えばちょっとした、それほど過大ではない
ような地震でも、実際アメリカなんかでそういう事例があるのですけれども、大きく揺れてしまったり、そういうことによって、だから変更された構造としての動解析、そういうものがき
ちっとやられているのかどうか、その２点について教えていただいて。
○東北電力株式会社

まず、非常時に確実に動かすことはできますかというご質問ですけれども、これまでの非常用……。
○鈴木委員

動かすかではなくて、動くと思いますよ、もちろん。動くと思いますけれども、そういうことをチェックする、点検するというか。
○東北電力株式会社

これまでの非常用炉心冷却系、既設の設備につきましても、運転中は定期試験ということで、頻度を決めて動くかどうかをチェックしておりましたということで、この新設する設備についても……。
○鈴木委員

点検中にやるの。

○東北電力株式会社

いえ、運転中に可能な範囲で試験をやりますし、当然、定期検査中にも試験をやりますということで、これは保安規定の中で決めて健全性を確認していくということになります。
- 24 -

それから、２つ目の構造強度のお話ですけれども、今回新設します設備は、当然耐震性の要求がございまして、耐震評価をやります。それから、構造強度の評価もやりますので、そういう確認の中で、問題ないということを確認していきます。
○鈴木委員

つまり、その下の例えば配管なら配管をつけたという、その配管の構造の強度だけではなくて、全体系として構造が変更されるわけですよね。そういうことも考えて評価しますよとおっしゃっていると思ってよろしいですか。
○東北電力株式会社

ご指摘のとおりでございまして、既設の系統に新設の系統をつなげますので、当然、系としての強度評価、耐震評価をやっていくということになります。
○座長

岩崎先生、お願いいたします。

○岩崎委員

幾つかお聞きしたいのですけれども、まず順番にちょっと個別に、３１ページの放水設備のことで、これも拡散抑制ということで設備になっているのですが、この性能はどうい
うふうに評価されるのでしょうか。
○東北電力株式会社

こちらは性能を評価する指標というのはなくて、放水範囲が建屋全体に放水できますかということの確認をもって放水設備の機能を期待します。ですから、放射性物質の除去性能がどうだとか、そういうところまでは、現実的には確認できないという設備になります。ですから、名前も抑制ということで、フィルタベントみたいに何％とりますとか、そういう設備ではございません。
○岩崎委員

いや、そうすると、実はさっきお返事になったところでちょっと気になった、海水の設備はおまけですよという発言をなされました。言われたのです。要するにそういう考え方なんですね。要するに、海水を供給する施設は、おまけ的にと言いませんでした。
○東北電力株式会社

おまけではなくて、基本的にはフィルタベントなり注水なりをやって、どうしようもない状況においてはこれを使うということで。
○岩崎委員

いやいや、言葉尻を捉えるようだけど、気持ちがあらわれていたと私は思います。

後で確認してください。
それで、こういうふうに放水設備をつけたと。庭に水をまくわけじゃないんだから、放射性設備の抑制装置といったら、抑制性能を出してくださいよ。そうじゃなきゃ、ここに挙げちゃいけませんよ。
○東北電力株式会社

すみません、説明の中で誤解を招くような表現をいたしましたこと、おわび申し上げます。ただ、私どもはこの放水砲というのは最終手段として、いざというときにとにかく放射性物質の拡散を抑制しなきゃいけない。こういうために設けているものでございま- 25 -

して、基本的にはこうならないように、今までほかの重大事故の対応、対処設備、これで何とか抑えるというのが基本的な考えでございます。
福島の事故を踏まえますと、そういうものだけではなくて、最後の最後までとにかくできる
ものは何でも考えて対応しなきゃいけない。そういう観点から、こういう設備についても事故の対象設備ということで挙げさせていただいております。
○岩崎委員

そうしたら、この文章を見ると、拡散を抑制するため原子炉建屋の屋上に放水または広範囲に放水とありますけれども、出した水がどの程度屋上に行くかわかるのですか。
○東北電力株式会社

当然、流量管理もやりますし、放水砲が、どういう放射曲線で散布されるかというところについては確認してございます。
○岩崎委員

実際の条件で屋上にどの程度の水量を一定量で放水するか。それと、プルームができてしまった後にまいてもしようがないわけですね。ですけど、要するにここに入れるのであ
れば、きちっと性能評価を書いてもらって、後ろのＰＡＲのようにどのぐらいありますとか、
そういうことを書いていただかなければ、ここに抑制にもならないものを抑制装置として書いては、気持ちですよということが、あれはありありとわかるんです。おまけのおまけでつけてありますと、皆さん、安心してくださいと言われたって、要らないものつけたってしようがな
い。ないほうがいいですよ、これ。下の泡消火設備というのだったらわかりますよ。それは大体そのとき使いますというのはわかるけど、放水設備として抑制するのであれば、ちゃんと議論してくださいよ。そんなおまけのおまけだったら、ここ除いてくださいよ。
○東北電力株式会社

岩崎先生おっしゃることは理解できるのですけれども、ただこの設備に対して定量的に何％抑制されるのかといった評価というのはなかなか困難でございますので、この設備の位置づけとして、決しておまけというわけではなくて、我々もとにかく最後の最後までいかなる手段でも講じて、放射性物質の拡散は抑制しなきゃいけないと思っております。
○岩崎委員

そんなのだめですよ。福島の事故目の前にして、だめですよ、そんなものでは。だ

めです、そんなのは。
○座長

これは後で試験されるわけですか。放水の試験とか、そういうもので確認をするという手段をとるのでしょうか。そういう手段でどれだけ水が出てきたかとか、どれほど濡れたとか、そういうことで確認をするのでしょうか。
○東北電力株式会社

まず、大気への拡散抑制設備自体につきましては、この絵にございますよ

うに、原子炉建屋のどこかしらわからないところから放射性物質が出てくることも、まず想定しましょうと。その際に、今定量評価をというご指摘がございましたけれども、どういった状- 26 -

況になったら、そういった放射性物質が出てくるかというのは、なかなか想定しづらい部分がございまして、ですので出てきた核分裂生成物をどれぐらい打ち落とせるか……。
○岩崎委員

もう終わりにします。想定外ということを言いたいんでしょう。

○東北電力株式会社○岩崎委員

いえ、すみません……。

だから、もういいです。この質問、私コメントとして受け取ってください。答え返ってこないと思いますので、時間の無駄だと思う。
それと関連して、６５ページの柏崎刈羽と東海第二は原子炉建屋放水設備と書いてあるのね。
６５ページに。それとはどう違うのですか。
○東北電力株式会社○岩崎委員

基本的には同じでございます。

国の審査ではどういう評価になっているのですか。

○東北電力株式会社

先ほどご説明したとおりで、建屋の屋上なり建屋の全面に対して放水が可能かどうかというものを評価します。あと、消火については、航空機燃料の火災に対して、本水量であれば大丈夫というものを評価しています。
○岩崎委員

消火のほうはわかるんですね。国の審査いい加減ですね、という感じを持ちますね。

つけてりゃいいかという印象を持ちます。以上、コメントです。では、ほかの質問に移ります。
それで、次にちょっとお聞きしたいのは３６ページのところで、代替電源設備というのをいろいろ強化されて、これは非常に有効だと思うのですけれども、福島の事故のときに一番問題だったのは、鉄塔が倒れて接続できなかった。全部鉄塔が倒れたということですけれども、そういう対策というのは直接関係ないのですけれども、東北電力としては、地震時に鉄塔の補強というのはされているのですか。
○東北電力株式会社

すみません、鉄塔については、私詳しくないのですが、こちらの対策でいいますと、アクセスルートとして２ルート設けます。当然そのルート沿いに障害物であるとか、鉄塔であるとか、火災源であるとか、そういうものがあって、何かがあってルートを阻害しな
いようなことはないのかというのを評価しています。
○岩崎委員

そこは国の審査にはかかわっているのですか。

○東北電力株式会社○岩崎委員

かかわっています。

そうですか。じゃあ、福島の結局は津波が来た後に、福島２号はぎりぎり第２はもったけど、第１がもたなかったのは、結局線が切れちゃったからなんですね。という一番の根本はそこなので、代替設備が２系統というのはわかるのですけれども、しっかりとぜひとも東北電力管内の自分の施設なので、女川への電気供給は絶対維持するんだという、そちらのほう- 27 -

をきちっとやっていただきたいというのが県民としては一番、代替設備よりも正当な電気が来たほうがいいわけですから、よろしくお願いします。
次、３９ページですけれども、メーンのパラメータの測定ができなくなったときに、代替のパラメータで推定するということが書いてあるのですけれども、これはやむを得ないと思うのですけれども、これの相関具合というのはどうなんですか。要するに、運転の直に入っている
人が、どの程度の精度でこれが推定できると評価されているのでしょうか。
○東北電力株式会社○岩崎委員

計測誤差という意味合いでしょうか。

例えば原子炉圧力温度というのがあって、一番上に、３９ページの原子炉圧力容器

温度、これがはかれなくなったと。すごく高温になっているかもしれないと心配するわけです
けれども、例えば圧力、水位、入り口温度で推計しますよということですけれども、計算上は推定できるのでしょうけれども、現場の中で圧力容器温度をどの程度の推定精度があるかということを議論されているのでしょうか。
○東北電力株式会社

例えば、福島のときでも話題になった原子炉水位については、たまってい

るか、たまっていないかというような判断の推定もあれば、ほかの同等の検出器などである程度あるでしょうという、それぞれの推定手段には確度が高いもの、低いものがあって、それは整理しています。
○岩崎委員

結局、福島の事故のときに水がたまっているんじゃないかとか、たまっていないん

じゃないかということを散々議論してわからなくてやっていたわけですね。実際もうすっかり
炉が溶けちゃっていると。簡単な検査をすると溶けるというのは、福島の事故、熱量計算だけでわかるのですけど、ここ極めて重要なところなので、事故になりました。代替、主の電源が切れました。だけど、減少水位は例えばどうなっているかというのは、そんなに精度ないでしょう。おっしゃったように、燃料の上にあるかないかなんていうもの、全部抜けたか、抜けてないかというような精度の感じもあるわけでしょう。だから、そういうときに運転の訓練する人はここを訓練されているのですか。
○東北電力株式会社

訓練についてはこれからになりますので、先ほどもご説明したとおり、実行する手順はまだつくっておりませんので、今後手順をつくってまいります。
○岩崎委員

そのときに、福島の経験、苦い経験を生かすように、せめて水位とか、主要な温度はめくらでもどうやったら推定できるかと。少なくとも２通り、３通りの方法をＢＷＲメーカ
ーも含めて、きちっとマニュアルに書いておくぐらいのことをしていただかないと、ちょっと不安なんですね。はかれないからわからないということに絶対ならないようにしていただきた- 28 -いと。そうしないと、水があるかないかというのがわからない限り、その後の対処は全然わからなくなっちゃうので。
それともう一つだけ、５４ページに水素の発生にＰＡＲで抑制するということで、１９台ということで、一様に水素が抜けて上に上がってくるという大前提で捉えれば、どこかにたまらなければ、これでいいのだと思うのですけれども、そのときに福島の、実際はどの程度の水素量、ここで前提にしているのが、有効燃料長の部分のジルコニウムだけが反応するという前提なんですけれども、本当にそれがいいのかなというのはどうなんでしょう。
○東北電力株式会社

福島の水素の発生量というのは、これまでいろんな調査をされていますけ

れども、実はまだ明確に出てないというのが実態でございます。ですから、ここに書いておりますけれども、先ほど、格納容器の圧力が限界までですかとか、そういう議論がありましたけ
れども、基本的に限界圧力で漏れるよりも保守的にとりましょうということで 、１．３％／ｄａｙの１０倍ぐらいをとりましたというのが、今国内のスタンダードになっているという状況です。
○岩崎委員

研究ベースでしょうけれども、実際に福島の事故の水素量は、福島の有効燃料長のジルコニウムを全部仮定したときの水素量で包含しているのですか。ほかの部分のジルコニウ
ムとか、ほかから水素が出たとかということは、電力としてはどう考えているのでしょうか。
○東北電力株式会社

東北電力の田中です。

今ほどのお話なんですけれども、先ほど来、福島の再現評価などで実施されておりますけれども、ベント管を通して４号側に出ているのもありましたけれども、主たるところはジルコニ
ウム－水反応による水素であって、現状の１００％のこの想定でおおむね包絡できていると考えています。以上です。
○岩崎委員

そうなんでしょうけど、しっかりこれからもフォローしていただいて、ほかに要因が出てきたときに、せっかくのＰＡＲがあと何台かあれば助かったということのないように、
１９台を何台にすればいいか私もわかりませんけれども、きちっと最新の知見をぜひとも追いかけていただきたいということをお願いします。
それと最後にもう１点、鈴木先生からもあったのですけれども、たくさんの代替、新しい新設の設備をつけるということで、今までのＢＷＲプラントの安全性は何だったのかということ、ちょっと頭をよぎりますが、それはともかくとして、既存の設備の、例えばものとの取り合いがうまくいかないとか、そういうことをちょっと私は懸念するのですが、つけたはいいが、それは単独では動くと。ところが、実際に何かフルに動かしてみたらだめでしたということのな- 29 -

いようなチェック、保安規定みたいなのをやられるのでしょうけれども、ぜひともそこを既存設備との連携の部分のところを、単独ではなくて、連携の部分のところをきちんと保安規定なり何なりでチェックするものを検討していただきたいと思いますので、よろしくお願いします。
以上です。
○座長

そのほかご質問ございますでしょうか。

ちょっと私１つ、６７ページ、６８ページ、６９ページにわたっての全体の防止対策が書かれているわけなんですけれども、例えばこの事故が重なって起きている場合、どういうふうに対応するか。要するに炉心の損傷が起きました。格納容器が破損しました。燃料プールの燃料が破損しました。それが、複数の事象が同時に起きるようなことがあった場合に、その代替の例えば大容量の送水ポンプが何台かございますが、それだけの数のものがあれば、十分にこの並列的に起きたような事象の場合にも対応できるのか、ちょっとその辺を教えていただけますか。
○東北電力株式会社

炉心損傷防止対策と格納容器破損防止対策は対になっていて、流れで対策しますので、そこはいいと思うのですけれども、プールの対策につきましては、大容量送水ポ
ンプで注水を行いますけれども、１５ページに記載しているのですが、基本的には１台で原子炉への注水もできるし、格納容器へのスプレイもできるし、プールへの注水もできるというよ
うな系統構成を組んでいますので、やれると考えています。
○座長

１台で全部のところに水を送れる。

○東北電力株式会社○座長

はい。１台で全部のところに水は送れます。

そのほかご質問よろしいでしょうか。それでは、ご質問ないようですので、この（８）重大事故対策（放射性物質の拡散抑制等）に関する議論を終了させていただきます。
ここで５分間の休憩をとりたいと思います。再開は１１時２６分にしたいと思います。

〔休

○座長

憩〕

それでは、時間になりましたので、再開したいと思います。

・（８）重大事故対策（炉心損傷防止）○座長

次に重大事故等対処設備（８）重大事故対策（炉心損傷防止）につきまして、東北電力- 30 -

株式会社から説明をお願いいたします。
○東北電力株式会社

東北電力、松藤と申します。よろしくお願いします。

本日は資料－３、こちらの資料に基づきまして、重大事故等対処施設の炉心損傷防止対策についてのご質問事項について回答させていただきます。本日は関連質問２点についての回答を予定してございます。
では、まず１ページ目をお開きください。１件目のご質問の説明となります。論点№７１関連質問への回答ということで説明いたしますが、まずこちらの前回の検討会におきまして、論点７１、こちらのＰＲＡの解析手法や解析結果、主要データの信頼性についてのご説明というものであったのですが、そちらの中でですね、ＰＲＡの解析結果の品質を確保する目的で、国内外の専門家によるピアレビューを実施している旨、ご説明をしておりましたけれども、こち
らにつきまして、こちらに記載のとおり、ＰＲＡのピアレビューにおいてどのようなコメントがあったのか例示していただきたいとのご質問等でございます。こちらのまず回答を行いますが、１ページ目は、前回ご説明しましたピアレビューの目的や観点を再掲しているものですの
で、説明は省略いたしまして、次の２ページ目をお開きください。
２ページ目、ピアレビューの結果の概要をご説明いたします。
まず、１番目の矢羽根に記載しておりますが、まずピアレビューの結果としましては、原子力学会標準への不適合や評価手法に問題があるとされるというような指摘事項はありませんで、ＰＲＡの評価結果に影響を与えるような技術的な問題点がないということが確認されてございます。
一方で、２番目の矢羽根になりますけれども、海外のレビューアから、主に米国で実施しておりますＰＲＡの状況を踏まえましたコメントを頂戴してございます。１例はこちら資料の表の海外レビューアの主なコメント及び対応方針ということで掲載してございます。
コメントの内容ですけれども、運転時のレベル１ＰＲＡに対しまして、運転員が設備の操作等を失敗する確率の評価を行います人間信頼性解析について、その運転員のインタビューを行うことで評価に関する情報、手順書だけではわからないような運転操作を行う場所へのアクセ
ス性や現場の警報発生の有無や現場環境ですね。明るさであったり、温度やどういった操作に当たってどういうツールを使っているのかといったような、そういった情報を得ることができますというコメントをいただいてございます。こちらについての対応方針ということになりますけれども、まず事実関係として、今回の審査に用いましたＰＲＡの評価におきましては、運転員に対するインタビューは実施していないということになってございます。そちらにつきま- 31 -

して、今後運転員へのインタビューを行うことで、より適切な人間信頼性解析が可能になると考えてございますので、今後プラントの再稼働後に実施する予定でおります安全性向上評価に
おいて、そちらのＰＲＡにおいてインタビュー等を実施していきたいという方針でございます。
このように、本来実施したＰＲＡにつきましては、日本原子力学会標準に適合した手法を用いて評価をしているということになりますけれども、海外でのＰＲＡの実施状況や最新知見についても今後積極的に情報を入手しまして取り込んでいくということで、より品質の高いＰＲＡを実施していきますように、今後検討していくこととしてございます。
以上が論点７１番のご質問への回答説明となります。
では、３ページ目をお開きください。ここからは、論点７２番関連のご質問への回答となります。こちら、前回検討会で論点７２番のご説明におきまして、各事故シーケンスごとの重大事故等対策について、設備や手順の改正等についてご説明をしておりましたが、こちらの説明に対しまして、まず１点目として、各事故シーケンスの説明において、安全対策なしのＰＲＡのシナリオと、安全対策ありの有効性評価のシナリオを対比させた形での説明をするということ、ご質問いただいております。２点目として、重大事故等対策を実施する上で必要な要員につきましては、最終的な結果だけではなく、その積み上げ根拠も示すことということで、ご質問いただいてございます。本日は、まずその安全対策を考慮していないＰＲＡ上のシナリオと、
安全対策を考慮した有効性評価のシナリオを対比した形で、前回の第１７回安全性検討会においてご説明した４シーケンスについてご説明することといたします。また、２番目の矢羽根に記載しておりますように、事象発生から事象収束までのタイムラインと必要な要員の人数についてもあわせてご説明いたします。
では、４ページ目をお開きください。ここでは、高圧・低圧注水機能喪失（ＴＱＵＶ）シー
ケンスでのシナリオについてご説明いたします。
まず、資料の図の見方になりますけれども、上から順に、一番上が安全対策なしのシナリオとなりまして、その下が安全対策ありのシナリオになっております。また、その下に点線が引かれておりますけれども、その点線より下につきましては、今回整備する重大事故等対処設備のうち、有効性評価において、その効果に期待しない、考慮していない対策というものを点線より下に記載をしてございます。
では、まず安全対策なしのシナリオで、ＴＱＵＶシーケンスの流れをご説明いたします。まず、一番左側にありますけれども、起因事象としまして、給水流量の全損失が発生して、原子炉に水が入らない状態がまず発生すると。その後、右側に参りまして、高圧注水機能と低圧注- 32 -

水機能が喪失して、原子炉に水が入らない状況が続きますので、原子炉水位が低下して、最終
的に一番右端の炉心損傷状態に至るといったシナリオになってございます。
これに対しましてその下、安全対策ありとした場合のシナリオはどういうふうになっているかということをここでご説明いたします。まず、起因事象である給水流量の全損失発生から、高圧・低圧注水機能喪失が発生しまして、原子炉の水位が低下する、ここまでの一連の流れは同様となってございます。ただ、高圧注水機能の下に矢印で記載しておりますが、重大事故等対策として高圧代替注水系というものを整備してございます。ただ今回の有効性評価について
は、こちらには期待しないというような評価となってございます。
続きまして、原子炉水位の低下以降の流れとなりますが、原子炉の水位が低下しますので、ここで逃がし安全弁の減圧と、低圧注水時間となります復水移送ポンプによる原子炉の注水を実施するということとなります。注水をして、こちらの減圧機能に対しましては、矢印の下の点線以下に記載しておりますが、可搬型代替直流電源設備や高圧窒素ガス供給系、代替高圧窒
素ガス供給系、主蒸気逃がし安全弁の可搬型蓄電池など、電源と逃がし弁の窒素ガス等、こちらバックアップとして、さらに重大事故対策を整備してございます。
また、低圧注水手段となります復水移送ポンプにつきましても、矢印に記載しておりますよ
うに、可搬型設備となります大容量送水ポンプであったりとか、常設設備となりますけれども、ろ過水ポンプなどのこちらについてもバックアップ手段が整備されている状況となってございます。
その注水をして原子炉水位が回復いたしますけれども、シナリオの前提として低圧注水機能が喪失している前提に立ってございます。そうしますと、残留熱除去機能が使えないという状
況になりますので、格納容器の除熱が喪失しているという状況になります。そうしますと、格納容器の圧力温度が上昇していきますので、そちらの対策としてまず大容量送水ポンプを設置しまして、原子炉格納容器の代替スプレイ系、こちらによる格納容器除熱を実施するということとなります。可搬型設備を使用しますので、燃料補給ということで、その下に記載がありますけれども、タンクローリーによる燃料補給を並行して実施するという流れとなってございます。
こちら、大容量送水ポンプによる格納容器スプレイは外部水源を使用しておりますが、外部水源の注水量には限界がありますので、その限界に到達するまでに格納容器の除熱機能が復旧できない場合につきましては、その右側の原子炉格納容器のフィルタベント系による格納容器
除熱を実施するという形で、最終的には原子炉の安定冷却に持っていくといった流れとなって- 33 -

ございます。また、このフィルタベント系につきましては、そのバックアップ手段として、耐圧強化ベントが整備されているという状況でございます。
以上のように、重大事故対策につきましては、多様な手段が整備されておりまして、有効性評価におきましては、保守的に一部の対策に期待しないという姿におきましても、炉心損傷が防止できることを確認してございます。以上が事故シナリオの説明となります。
では、次の５ページ目をお開きください。
５ページ目、ここでは先ほど説明しましたＴＱＵＶシーケンスの要員の積み上げについてのご説明となります。
まず、縦軸は各要員とその内訳を記載しておりまして、横軸は事象発生からの時間軸、タイ
ムラインとなってございます。
まず、１番目は発電所対策本部要員となっておりまして、こちら事故対応指揮者１名を初め、合計６名ということで、そのタイムライン上にありますとおり、事故対応指揮や情報収集を実施することとなります。その下が運転員７名となりますが、こちらは中央制御室の運転員となってございまして、発電課長、発電副長以下は指揮を実施しまして、運転員は中央制御室と現場操作を実施するということになります。
次に、その下は重大事故等対応要員ということで３つに分かれております。まず、１番上の対応要員６名の対応は、こちらアクセスルートの状況と復旧確認となってございます。まず１４ページ、最後のページを、お手数ですが、お開きください。
ここでは重大事故時のアクセスルート状況確認と復旧についてお示ししているものでございます。まず、重大事故対策要員は、資料の中央に事務本館という記載があると思いますけれど
も、こちらから二手に分かれまして、ルート１とルート２の確認ということで確認を実施いた
します。図中では、復旧状況そのものにつきましては、ルート２をオレンジ、ルート１を緑でお示ししております。確認要員の確認ルートにつきましては、ルート１につきましては紫、ルート２については水色でお示ししておりまして、それぞれのルートに対しまして、事務本館からそれぞれのルートに沿いまして、第１保管エリアに向かいまして、ルートの確認を実施するということになってございます。また、別の事故対策要員２名は、第１保管エリアに記載がございますけれども、ブルドーザーやバックホウといった重機を使いまして、ルート１とルート
２のいずれかの復旧を行うといった流れとなってございます。
アクセスルートの確認の説明は以上でして、５ページにお戻りください。
アクセスルートの確認は以上ですが、その下の重大事故等対応の９名は、対応操作につきま- 34 -

しては、先ほどのシナリオで説明しました可搬型設備となります大容量送水ポンプの設置準備を行うといったことで、ポンプの設置に３名、ホース敷設、接続に３名、注水用ヘッダ３名といった内訳で作業を実施いたします。またその下、重大事故等の２名につきましては、可搬型設備の燃料補給を実施するということで、そういった対応となってございます。なお、この大容量送水ポンプを設置する場合は、先ほどご説明しましたアクセスルートと燃料補給がセットとなりますので、作業としては一連での組み合わせで作業が発生するということになります。
以上のように、事故発生後の対応に必要な要員につきましては、事故対応指揮を行います発
電所本部の要員６名、中央制御質や現場での操作を行う運転員７名、可搬型設備の運用を行う
重大事故等対策要員１７名、合計３０名となってございます。以上がＴＱＵＶシーケンスの要員の説明になります。
では、６ページ目をお開きください。ここでは全交流動力電源喪失、ＴＢＰシーケンスについてご説明いたします。
まず、安全対策なしのシナリオをごらんください。説明いたします。
まず、起因事象が全交流動力電源喪失ということで、これで交流電源が使えなくなるというふうになります。交流電源が使えませんので、電動ポンプは使えないという状況になりますので、蒸気を使います原子炉隔離時冷却系、こちらによる原子炉への注水を実施します。本シナ
リオでは、逃がし安全弁が開固着をするという想定となっておりまして、逃がし安全弁の開状態が続くということで、原子炉から蒸気が格納容器側のほうに逃げていってしまうということになります。この状況が続きますと原子炉圧力も低下しますので、蒸気駆動であります原子炉
隔離時冷却系が使えなくなるということで、注水手段がなくなりますので、最終的に炉心損傷に至るというシナリオとなってございます。
こちらにつきましては、一方で安全対策ありのシナリオのつくりがどのようかと申しますと、起因事象であります全交流動力電源喪失から、逃がし安全弁の開固着、それに伴う圧力低下と原子炉隔離時冷却系の機能喪失までは同一の流れとなります。ですが、それ以降につきましては、注水手段としまして、直流電源駆動によるポンプを使いまして、原子炉への注水をするということで、逃がし安全弁による減圧と直流駆動低圧注水ポンプによる注水を実施するといった流れとなってございます。
また、こちらの直流駆動低圧注水ポンプにつきましては、水源が復水貯蔵タンクということになりますので、こちらの水源を補給するという目的で大容量送水ポンプを設置するといった流れとなってございます。その後、原子炉水位が回復しますが、２４時間後に電源を常設代替- 35 -

交流電源設備による電源を回復しまして、交流電源を復旧させまして、その後は復水移送ポン
プによる注水を実施しまして、その後は原子炉補機代替冷却水系を用いました残留熱除去系による格納容器除熱を実施して、最終的には原子炉の安定冷却へ持っていくといった姿となってございます。
なお、電源復旧に用います常設ポンプ代替交流電源設備に対しましては、電源車によるバッ
クアップもございます。また、復水移送ポンプによる注水につきましても、大容量送水ポンプ
やろ過水ポンプといったものがバックアップとして整備されておりますし、格納容器除熱に対しましても、仮にそれが使えない場合につきましても、最終的には原子炉格納容器のフィルタベント系や耐圧強化ベントで一定の除熱がすることができるといった形になってございます。
以上がＴＢＰシーケンスのご説明となります。
では、７ページ目をお開きください。全交流動力電源喪失のＴＢＰシーケンスの要員積み上げのご説明となります。こちら、詳細は先ほどの要員の積み上げになりますけれども、重大事
故等対策要員９名、２名のところをちょっと見ていただきたいのですが、こちら１０時間後に、先ほどのＴＱＵＶシーケンスとの相違は、先ほどもご説明しましたが、原子炉補機代替冷却水系、こちら可搬型設備となりますけれども、こちらを設置するということと、こちらを使用するということで、燃料補給の対象にこちらが追加されるといった相違が生じております。ただ、対応要員の積み上げについては、先ほどのＴＱＵＶと変わらないということで、同じく３０名という結果となってございます。以上がＴＢＰシーケンスの要員の積み上げのご説明となります。
では、８ページをお開きください。ここからは崩壊熱除熱機能喪失、ＴＷシーケンスについてのご説明となります。
まず、安全対策なしのシナリオになりますけれども、一番左側、起因事象として給水流量の全喪失が発生しまして、その後取水機能が喪失することで全交流動力電源が喪失する。こちら
は海水系による冷却機能が使えないということで、そういったことになるということになります。交流電源が使えませんので、原子炉の注水は原子炉隔離時冷却系を用いますけれども、海水系が使えないということで、崩壊熱除去機能が喪失している状況が続きます。そうしますと、格納容器の圧力が今度は上昇しますので、手当てができなければ最終的には格納容器の破損、それに伴う注水機能喪失に至りまして、最終的には炉心損傷に至るといったシナリオになってございます。
こちらについての安全対策ありのシナリオがどうなっているかといいますと、その下になり- 36 -

ますが、起因事象から取水機能喪失による全交流動力電源喪失、原子炉隔離時冷却系による注
水、崩壊熱除熱機能喪失までの一連の流れは同様となります。ただし、全交流動力電源喪失に対しましては、冷却水を用いない常設代替交流電源設備による受電をしまして、交流電源を回復しまして、電源を使えますので、逃がし安全弁の減圧と復水移送ポンプによる注水を実施いたします。復水移送ポンプは外部水系を用いますので、その補給のために大容量送水ポンプを設置しています。可搬型設備を使えますので、そちらに対する燃料補給も並行して実施をするというような感じになります。注水が行えますので、原子炉水位が回復しますが、格納容器除熱につきましては、可搬型設備となります原子炉補機代替冷却水系を用いた格納容器除熱を実施するということで、最終的に原子炉の安定冷却へ持っていくといったシナリオになります。
以上がシナリオのご説明となります。では、９ページ目をお開きください。
こちらは崩壊熱除去機能喪失ＴＷシーケンスの要員の積み上げになります。使用する可搬型の重大事故等対処設備につきましては、先ほど説明した全交流動力電源喪失ＴＢＰシーケンスと内容が全く同じとなりますので、時系列と動きに多少違いは生じますけれども、同じく３０
名という積み上げになります。
では、１０ページ目をお開きください。これは原子炉停止機能喪失、ＴＣシーケンスでご説明いたします。
まず、安全対策なしでシナリオをご説明いたしますけれども、起因事象として主蒸気隔離弁の誤閉止が発生するということで、主蒸気隔離弁が閉止されますので、原子炉からその蒸気の逃げ場がなくなりますので、原子炉の圧力と温度が上昇します。そうしますと、出力を抑制する目的で原子炉再循環ポンプトリップが作動して、その後原子炉スクラムに至るわけですが、ここでは原子炉スクラムが失敗して、手動操作にも失敗をするといったことになります。スク
ラムを失敗しますので、原子炉の出力抑制ができないという状況です。ですので、原子炉から蒸気が格納容器へ逃げていくわけですが、格納容器の圧力は上昇を続けまして、格納容器の破損へ、その後の格納容器破損に伴いまして、非常用炉心冷却系の機能喪失、最終的には炉心損傷に至るといったシナリオとなってございます。
こちらに対しましては、安全対策ありのシナリオとしてどうなりますかと申しますと、起因事象が発生しまして、代替原子炉再循環ポンプトリップにつきましては、重大事故等対策で整備したものが作動するということになります。その後、原子炉スクラムに失敗しますが、その後の流れとしましては、高圧炉心スプレイ系による注水を実施していくわけですけれども、通常の注水が入りますと、時間がたちますと、原子炉を自動減圧するというようなインターロッ- 37 -

クが組まれております。これが動作しますと出力が上昇してしまうということになりますので、
このスクラム失敗のシーケンスに対しましては、原子炉の自動減圧と代替自動減圧を阻止する
インターロックを今回重大事故等対処設備として整備をしてございます。その後、ほう酸水注
入系によりまして、原子炉を出力抑制しまして、原子炉出力を低下させまして、最終的には残留熱除去系による格納容器除熱を受けまして、原子炉の安定冷却を実施することとなります。
なお、こちらのスクラム失敗に矢印が入っておりますけれども、先ほどのパートでもご説明ございましたとおり、スクラム機能に対しましては代替制御棒挿入機能ということで、重大事故等対処設備が整備されているといった状況となります。以上がシナリオのご説明となります。
では、１１ページ目をお開きください。要員の積み上げにつきましては、可搬型設備は最初にご説明いたしました低圧注水機能喪失と使用する可搬型設備が同じ組み合わせとなりますの
で、必要となる要員はＴＱＵＶシーケンスと同じく３０名といった積み上げとなってございます。
以上がＴＣシーケンスのご説明となります。
では、１２ページ目をお開きください。重大事故等対策の有効性評価を実施しております全
事故シーケンスグループに必要な要員数を表にまとめてございます。重大事故等対策に必要な要員数は、原子炉運転中は最大で３０名、原子炉停止中は最大で２８名となっておりまして、
平日夜間や休日におきましても、原子炉運転中は３０名、停止中は２８名の要員を発電所に常駐させることで、重大事故等対策を実施可能な体制を整備していることとしてございます。
ご質問への説明は以上になります。
○東北電力株式会社

すみません、もう１点前回の検討会の中で、岩崎先生からご質問、コメン

トがございました有効性評価の結果につきまして、私どもの当初の設置変更許可申請からの相違点、そこはどういうところがあるのかという、そこを提示するようにというご指摘をいただ
いておりました。これにつきまして回答させていただきたいと思います。
まず、私ども今説明しております有効性評価につきましては、当初の申請内容から大幅に変
えております。これは、審査の中でいろいろ得られた知見の反映であるとか、先行プラントの審査の知見であるとか、あとは基本的に評価をより厳し目にするために条件を相当変えているというところがございます。今、安全性検討会で説明をさせていただいているのは、それらを踏まえた最終的な評価結果の説明をさせていただいております。今申し上げましたように、変更点が相当ございまして、どちらかというと途中経過のような形にもなりますし、最終的にどうかというところをきっちりとご議論いただくというところが重要だと私ども考えております- 38 -

ので、変更前後の比較というよりも、今説明をさせていただいております最終的な評価がこうですというところで評価をいただければと考えてございます。以上でございます。
○座長

ありがとうございました。

初めに、この件につきまして、欠席の先生から何かコメントがありましたら、事務局からご報告をお願いいたします。
○事務局
○座長

特にございませんでした。
それでは、先生方、何か質問等がありましたらご発言をいただきたいと思います。岩崎

先生。
○岩崎委員

今、最後の旧というのかな、今生きている申請書と現状のやつの比較ということで私はコメントさせていただいたのですけれども、その後いろいろ私なりに比べさせていただいて、特に今回のさまざまな機器が入っているもので検討させていただきました。その結果、今回の申請書は十分形としては新しいものになっていると確認、私自分なりにしましたので、私としてはこの新しいものの評価だけで結構だと思います。
○座長

それでは、ご質問、先生方からございますでしょうか。兼本先生、お願いいたします。

○兼本委員

私が質問したピアレビューなんですけれども、これを見ますと案外と、あまりほとんど大事な情報がないので、やらなくてもいいんじゃないかという感想まで持った次第ですけ
れども、いかがなんでしょうね。実際にはもっと役に立つ情報というのは得られたのでしょうか。つまり、これを見る範囲で行くと、ヒューマンファクターみたいなものしかないので、ほかは手順通りやりましたよということであれば、規制庁のレビューだけで十分で、今後こういうのをやってもあまり役に立たないような感想を持ったのですけれども、いかがでしょう。
○東北電力株式会社

すみません、東北電力の藤田です。今のは２ページのところですね。ピア

レビューの結果というところで、１例としてインタビューの件を書かせていただきました。こちらについても、我々としては非常に有益な情報だと思っておりまして、現状の人為過誤の評
価においては、インタビューを反映していない。反映していない理由は、現状の人為過誤のモ
デル自体がまだ簡易的なものだと。先進的なものに比べれば簡易的なものだということです。
こちらをより詳細なものに変えて、本インタビューの成果も入れ込んで、より詳細にしていくということになって考えております。これ以外にも非常に有益な情報はいただいておりまして、
安全性向上評価に全部入れていこうと思っております。
○兼本委員

これ以外にもしあるのであれば、本当はそれも聞かせていただきたかったのですけ

れども、ヒューマンファクターの部分のこれぐらいの内容は、規制庁なり日本のいろんな大学- 39 -

の先生から聞けば十分認識されていることじゃないかなという気がしたので、ほかの例えば共通原因故障なり、それから手順そのものが本当に今の原子力学会の標準でいいんでしょうかと。
もう少し本当に安全に役立つという意味で、せっかくやるのであれば役立てていただきたいなという感想です。ここに書いてあるだけだと、形式的にやりましたよとしか受け取れないので、少し考えていただきたいなと思います。
○座長

そのほかご質問ございませんでしょうか。首藤先生、よろしくお願いします。

○首藤委員

ご説明ありがとうございました。資料の４ページ目以降のところの上にフロー図があって、下にその要員の積み上げのタイムラインがあるというのが４パターンあるのですけれ
ども、大変基本的なことで申しわけないのですけれども、このフロー図の見方が私いま一つよ
くわかっておりませんで、一番上じゃなくて、２段目の安全対策を考慮したシナリオで有効性評価をしていますということは理解できました。安全対策がないと、例えば４ページでいけば、原子炉水位が低下して、すぐ炉心損傷にストレートに行くのですけれども、安全対策を考慮したシナリオでは、緑色の設備が働くので炉心損傷に至らないということかなと思うのですね。
それはそうだろうと思うのですが、例えば４ページで行くと、原子炉水位が低下して、２つ緑色の対策ができたから水位は回復するんだけれども、しかしながら格納容器除熱機能が失われますという、何か快方に向かっているのに、また悪いことが起こるみたいなようにも読めてしまいまして、これはどうしてなのだろうとか、あるいは快方に向かっていくということが、だめだったらどうなのかという分岐はないのかなとか、多分私がわかっていないからだと思う
のですけれども、ちょっと見方をもう少し説明していただけると、ありがたいなと思います。
あとは、要員についての積み上げは、根拠として示していただいたものは何となくわかるのですが、どのシナリオも皆同じということは、作業量が全部同じだからこの人数で足りるという意味なのか、アクセスルートの状況確認とか復旧というのも、シナリオによって急いでやったほうがいいとか、ゆっくりやれるからというので、人数はなぜ変わらないのだろうというのが、何だか疑問に感じてしまいまして、その辺何時間後までにやればいいというところの中で、幅がなぜ出なかったのかということ、少し教えていただけるとありがたいなと思います。すみません。
○東北電力株式会社

まず、１点目のご質問についてご説明いたします。

まず、４ページ目の原子炉水位回復しましてから、格納容器の話が出てくるというのが、つながりがわかりにくいという趣旨のご質問と理解しました。
まず、格納容器除熱機能が喪失しますと、どういうことが起きるかということが、８ページ- 40 -

目をちょっと見ていただきたいのですけれども、８ページのＴＷシーケンスのところを見ていただきたいのですが、こちら崩壊熱の除去機能が喪失しまして、格納容器が先に壊れてしまうという姿をお示ししております。こちらの格納容器が破損しますと、その破損に付随しまして、
注水ラインが破壊されるおそれがあると。注水ラインが破壊されるとどういうことになるかというと、せっかく原子炉に注水した注水が断たれてしまうということがリスクとしてあるというケース。ですので、原子炉の注水に悪影響を及ぼすようなものは先回りをしてそれを防止していくという流れになっているというところが、ちょっと見にくいところなのかなと思います。
趣旨としてはそういうことでして、４ページ目に戻っていただきまして、このシナリオでは
低圧注水機能、ＲＨＲが使えないという状況ですので、炉への注水はできるのですけれども、原子炉に注水した後、水が蒸気となって格納容器外へ逃げていくわけなのですが、それを外に逃がす手段がないという状況が、この状態になるということです。そうしますと、ほっておき
ますと、ですからその分岐という話にはなるのですけれども、そういった中ですので、格納容器の圧力温度を下げてあげる必要があるということで、格納容器の除熱が出てくるという姿になっているという流れとなってございます。
繰り返しになりますけれども、原子炉水位回復の後も、格納容器除熱機能喪失というのが、この前段ですね。前段で高圧注水機能喪失、低圧注水機能喪失となっておりますけれども、低圧注水手段が全て使えないという状況になりますので、こちら低圧注水機能を担っている残留熱除去系も使えないという状況だというのを、こちら注釈の位置で記載しているということになってございます。
○首藤委員

すみません、そうするとこの原子炉水位の回復から右側に出ている矢印は、単に時間の経過だけを示していて、因果関係はないということですね。
○東北電力株式会社○首藤委員

はい、そのとおりです。

わかりました。ありがとうございます。多分その辺がちょっとわかりにくいというところだと思います。何か不思議な感じがしました。ありがとうございました。
○東北電力株式会社

東北電力の関川です。

２つ目のご質問の要員についてのお話になりますけれども、主に首藤先生おっしゃっていた
重大事故等対応要員の話かと思われるのですけれども、１２ページを確認いただきたいのですが、この１２ページに今回の有効性評価の中におきまして、全てのシーケンスの要員数を書いたものがございますが、左側の上から２つ目なのですけれども、高圧注水・減圧機能喪失につきましては、先ほど来話していますように、重大事故で可搬型の設備が登場しないシーケンス- 41 -

になっていますので、その結果１７名少ないということで、この場合は１３名で足りるということになっております。ということでして、今回我々の有効性シーケンスにおきましては、この１つのことにおきまして、大抵の場合の重大事故等のモバイル設備が登場するということなので、作業量的には同じものになりますので、その１７名が登場したという形で、合計３０名が必要ということになってございます。
あと、もう一つご質問がございました、アクセスルートについてなのですけれども、アクセ
スルートの４時間につきましては、確かにアクセスルートの復旧といいますのは先生がおっしゃるとおりで、早い場合もあれば遅い場合もあるのですけれども、我々といたしましては最大限時間がかかったとしても、４時間でアクセスルートのいずれか、１か２は復旧できるということで、最大限の時間ということで４時間を積み上げさせていただいております。
○座長

そのほかご質問ございますでしょうか。

私から、１０ページの原子炉停止機能喪失のところで、再循環ポンプトリップの機能作動、その次に原子炉スクラム失敗という流れになっているのですけれども、前の資料を見ると、原子炉スクラムが失敗して、その後再循環ポンプトリップが作動して、負の反応に入るという流れではないかと思うのですけれども、この順番でよろしいのでしょうか。
○東北電力株式会社

東北電力の菊池です。

ご指摘のとおり、時系列を考えますと、このようなことになるかと思うのですけれども、３つ目に記載している原子炉スクラム失敗というのは、一部運転員の判断の時間等もございます。
この事象、初期の動きが早いということで、代替原子炉再循環ポンプトリップというのも、少しあわせて記載させてもらっておりましたので、こういうふうに想定させてもらいました。実
際の流れにつきましては、ほぼ同等という形になるかと思いますけれども、表現でこういうふうにさせてもらったというところでございます。以上です。
○座長

いや、考え方としてスクラムができなかったから、最初にポンプトリップするんじゃな

いかなと。それで、代替の負の反応度が入るようにしたのかなと私は考えたもので、順番なのか、その辺少しわかりやすくしてもらえたらいいんじゃないかと思います。
そのほかございますでしょうか。よろしいでしょうか。
それでは、以上をもちまして（８）重大事故等対処施設（炉心損傷防止）についての本日の議論を終了いたします。

（２）その他- 42 -

○座長

引き続きまして、その他のほうを先にちょっと少し説明させていただければと思います。

その他で事務局からご説明をいただければと思います。
○事務局

原子力安全対策課長の伊藤と申します。

予定では、議事（２）のその他でご説明することとしてございましたが、その内容につきましては、岩崎先生から前回ご指摘いただいた内容につきましてのご回答ということになります。
岩崎先生、午前中でお帰りになられるということもございますので、この午前中の最後に説明させていただくこととさせていただきたいと思います。資料は、参考資料と書いたものが一番後ろにあると思いますので、お開きいただきたいと思います。
前回の安全性検討会で岩崎先生からご質問がございました、女川原子力発電所が地震の影響を受けたプラントとしてどのような審査がされ、どのような評価がされたのか、県から国に対して確認をしていただきたいというご指摘をいただきました。そして、原子力規制庁の実用炉審査部門に確認してまいりましたので、その内容をご報告いたします。
女川２号機につきましては、地震の影響を受けたプラントとして審査を行うために、力が加わり始めたときの変形のしにくさでございます初期剛性が建屋のひび割れに伴って低下をしていること。それから、既に一部の施設で行っている耐震補強を考慮した地震応答解析モデルを策定して、当該モデルを用いまして建屋の耐震評価を行う方針であるということを確認しているということでございます。
耐震性の評価につきましては、全体概要をお示ししたいと思いますので、２枚目のカラーの資料をごらんいただきたいと思います。
従来の女川原子力発電所ですとか、現在のほかのプラントにつきましては、基本的には敷地条件から地盤のモデル化、プラントの全体仕様から建屋のモデル化、機器・配管系のモデル化を行いまして、建屋の動的解析、建屋の静的解析、機器・配管系の地震応答解析を行いまして、建屋の耐震性評価と機器・配管系の耐震性評価を行うものとなってございます。
一方、女川原子力発電所ですとか、東北地方太平洋沖地震後の女川２号機の耐震設計につきましては、ほかのプラントと比較いたしまして、地震による影響を適切に反映するために、この赤枠でお示しさせていただいております耐震設計に対する反映事項の検討を行う中で、３．
１１、それから４．７の地震による施設への影響検討とか、施設への影響を踏まえた耐震性評
価に反映すべき事項の検討が行われて、こうしたことを反映した地震応答解析モデルが策定されているということを確認しているということでございます。
- 43 -

１枚目の資料にまたお戻りいただきたいと思いますけれども、どのような評価が行われるのかということにつきましては、建屋ですとか、機器・配管系の耐震評価の方針、それからその方針に基づいて個別の建屋、機器・配管の耐震設計が成立する見込みであることについて、現在審査中であると回答を得てございます。
また、その他にございますけれども、設置変更許可後には国の審査担当者をこの安全性検討会に招聘いたしまして、審査全般に係る説明を受けることを予定しておりますので、改めてその際に直接、もし疑問点などがあればお伺いいただければと考えてございます。
なお、初期剛性の低下ですとか、耐震設計方針につきましては、今後この安全性検討会におきまして説明する予定としてございますので、その際にご議論いただければと考えております。
説明は以上でございます。
○座長

ありがとうございました。岩崎先生。

○岩崎委員

ありがとうございました。このように回答を得ていただきまして安心しているとこ

ろでございます。特に３番で、ここに出てきていただいて、国から直接今後説明をいただけるということですので、幾つか私もそれなりの疑問を直接お聞きして、女川大丈夫なのかと、国が担保してくれるのかということを確認させていただければと思います。以上です。
○座長

ありがとうございました。はい、鈴木先生。

○鈴木委員

私、以前にもお願いしたような気がするのですけれども、２ページ目のフローチャートなんですけれどもね、機器系の立場から言うとちょっと不満がありまして、今までの原子力プラントにかかわらずなのですが、機器と建屋の結合点、取り合いというか、そういうとこ
ろの破損というのが非常に例が多いのですね。それからもう１個、配管系とかが漏洩して建屋に影響を及ぼしてしまう。そのようなこともありますので、機器系で配管系の地震応答解析が建屋のほうにも影響するというところを考慮していただかないと、一方的に機器はもう建屋が揺れたら被害がどうなるというフローに見えてしまいますので、その点のご配慮をひとつよろ
しくお願いします。簡単に言うと、建屋、機器の結合系としての解析の重要性というのがありますので、その点よろしくお願いします。
○事務局

ご指摘ありがとうございます。実態はそのとおりだと思います。ちょっと表記の仕方がうまくなかったところだと思いますので、ありがとうございました。
○座長

そのほかご質問ございますでしょうか。

ないようですので、ここで１時間休憩をとりたいと思います。再開は１３時３５分としたいと思います。
- 44 -

〔休

○座長

憩〕

それでは、時間となりましたので、議事を再開したいと思います。

・（２）津波（耐津波設計方針等）○座長（１）各論点の説明・検討のうち（２）津波（耐津波設計方針等）について、東北電力

株式会社から説明をお願いいたします。
○東北電力株式会社

東北電力渡邉でございます。

そうしましたら、資料－４、津波（耐津波設計方針等）についてご説明させていただきます。
ページをおめくりいただきまして、１ページ目に目次を示しております。
２ページをごらんください。２ページには、この説明で使います略語・用語の主なものを整理してございます。まず、１番目、２番目に関連する用語として、安全機能の重要度分類をお示ししてございますけれども、クラス１、２、３ということで３つに区分されてございまして、
数字が小さいほうが、より重要な機能を有しているということを意味してございます。特に重要なものがクラス１と言われてございまして、いわゆる止める、冷やす、閉じ込めるの各機能を有している設備がクラス１というところでございます。
続いて、３ページをごらんください。耐震重要度分類を一番上段に示してございます。こち
らはＳ、Ｂ、Ｃということで、同じように３クラスに分かれてございまして、先ほどご説明しました安全機能の重要度分類と同様に、止める、冷やす、閉じ込めるの各機能を有する設備が最上位である耐震Ｓクラスということで分類されてございます。ただし、前段でご説明した安全クラス、安全機能の重要度分類と耐震重要度分類、これは完全に範囲が一致しているものではないということだけご理解いただきたいと思います。
次に、基準津波という用語でございますけれども、こちらは施設の供用期間中に、極めてまれではあるが発生する可能性があり、施設に大きな影響を及ぼすおそれがある津波でございま
して、女川の場合、施設から離れた沖合１０キロの沿岸域で定義をしてございます。ここで補足的な説明になりますが、基準津波が発生する起因となる地震動と基準地震動Ｓｓと呼んでいるものは違うという点をつけ加えさせていただきたいと思います。
次の用語として入力津波というものを挙げてございますが、こちらは基準津波が施設に到達- 45 -

する際の津波でございまして、施設の設計に用いるために設定するものでございます。基準津
波、入力津波に関しましては、説明資料、この中の１２ページから１９ページで詳しく説明させていただきます。
それでは、２枚めくっていただいて５ページにお進みください。５ページ、６ページ、規制
要求事項を整理したものでございます。これらについては、具体的な対策、対応のご説明を後段でさせていただきますが、それぞれの冒頭において関連する要求事項の説明を加えさせていただきたいと思います。
では、８ページにお進みください。８ページに基本方針を示してございます。ここで右上に
意見№４、５１関連ということでございまして、№４の意見といたしましては「３．１１津波
影響を受けた後の対応は妥当か」というもの。№５１に関しましては、「基準津波への対策は妥当か」というご意見でございます。これらのご意見の回答について、２章、あとはこの後の４章で説明をさせていただきたいと思います。
ピンクの枠囲みで示しているところが基本方針でございますが、津波に対して安全機能を損なわない設計とするということが基本方針でございまして、詳細は４章でご説明させていただ
きます。
９ページへお進みください。９ページの図が、津波防護対策の全体をお示ししたものでございます。図中、ちょっと見にくいかもしれませんが、薄い水色が防潮堤とか、防潮壁などの津波防護施設を示してございます。さらに緑色で示しているもの、こちらが水密扉や貫通部止水といった浸水防止設備になります。黄色でお示ししている点、小さく示しているので見づらいかもしれませんが、こちらが監視カメラや水位計といった津波監視設備となります。このページでお示ししているのが女川における津波防護対策の全体像ということになります。
それでは、１０ページにお進みください。ここから施設ごとの設計水位、先ほど用語のところでご説明しましたが、入力津波に関する説明になります。
ここで枠囲いの中に要求事項の７番ということでありますが、これがいわゆる規制の要求事項でございまして、赤文字で書いた部分、水位変動に対して朔望平均潮位を考慮すること。さらに、潮位変動についても適切に評価し考慮すること。あとは、敷地の地殻変動量を考慮して、設計水位である入力津波を設定することという要求でございます。
１１ページへお進みください。
津波防護対象施設の選定の説明をしているページでございます。防護する対象としては、発電所のほぼ全ての設備としてございまして、その中から安全機能の重要度分類、クラス１、２- 46 -

ということで上位に該当する設備、あとは耐震の最重要クラスであるＳクラスの設備、さらに重大事故等対処設備、今後はＳＡ設備と言わせていただきますが、ＳＡ設備でございまして、
これらの設備について基準津波から防護する設計としてございます。
１２ページをごらんください。今度は基準津波について説明させていただきます。
まず、冒頭の用語のところでもご説明いたしましたが、基準津波は発電所の敷地から沖合で約１０キロ離れました水深が約１００メートルの位置における津波となります。右側にグラフを２つお示ししてございますが、右上のグラフが沖合１０キロ地点における、いわゆる水位上
昇側の地震で大きくなるのを考慮したときの津波ということで、このとき発電所の敷地前面に到達するときの最高水位として２３．１メートルという値になるというものでございます。
ちなみに、この沖合１０キロの地点では、下の米印の１番にも記載してございますが、８．
６３メートルという値に満潮位の１．４３メートルを足して、丸めて１０．１メートルという津波が沖合１０キロの地点の津波高さでございますが、発電所前面に来るときには２３．１メートルという見方になります。
同様に下のグラフ、こちら今度は水位下降側の大きくなる津波についてお示ししているもの
ですが、この津波が発電所の取水口前面に来る場合の水位といたしまして、Ｏ．Ｐ．－１０．
６メートルということでございます。それぞれのグラフを見ていただくと、グラフが若干違うということ。あとは、グラフの注意書きのところにモデル③とか②と書いていますので、ここでそれぞれ上昇側と下降側では想定している地震動が違うということがご理解いただけるかと思います。
では、次のページ、１３ページへお進みください。ここからが入力津波に関する説明になります。まず、入力津波の設定位置について説明させていただきます。
基準津波に対して入力津波は、各施設の設計評価に用いるための津波高さとなりますので、右の図でお示ししています黒い太い線、あるいは黒い太い丸があると思いますけれども、これらがそれぞれの防潮堤、防潮壁の設置位置であったり、取水口前面あるいは海水ポンプ室ということで、施設の設計評価に用いる場所の津波高さを求めているという図になります。
１４ページにお進みください。入力津波の設定において、影響する要因についての説明になります。前段で規制の要求事項をご説明しましたが、それを受けまして地震による地形変化、
これは発電所前面のローカルな範囲における地形変化ということでございます。さらに潮位変動ということで潮位のばらつき、あとは地震による地殻変動、こちらは３．１１地震時にもありましたが、広域な範囲における地盤沈下などを想定してございます。最後に管路と書いてい- 47 -

ますが、いわゆる取水路、放水路の状態でございまして、これらを影響要因ごとに保守的となるケースを想定して評価を行っているというものでございます。
１５ページへお進みください。地震による地形の変化の説明になります。
まず、地震による地形変化でございますが、耐震性が確保されていない防波堤が損傷した場合の影響や、護岸付近の敷地の液状化による影響についてそれぞれ検討してございます。
まず、左側の図でございますが、こちらが防波堤の損傷、いわゆる防波堤がある場合とない
場合によって、先ほど１３ページでご説明しました入力津波の各設定位置における津波高さがどう変わってくるかという評価をしているものでございます。その結果、評価が厳しくなるよ
うにそれぞれのエリアで設定しているということになります。
今度、右側の図でございますが、こちらは１９ページに最後に整理した結果をお示しします
ので、そこでも説明させていただきますが、まず敷地前面のローカルな範囲と先ほど説明しま
したが、沈下を想定する範囲としては、この緑色で塗った部分、この辺の地形が地震によって液状化で沈下するということを想定してございます。
次に、１６ページへお進みください。今度は潮位変動の考慮についての説明になります。潮位変動については、朔望平均潮位と、あとは潮位のばらつきをそれぞれ考慮しているというものでございます。
それでは、１７ページにお進みください。地震による地殻変動の考慮についての説明になります。水位上昇側及び下降側の基準津波を発生させる地震では、いずれも地盤が沈降する傾向となります。したがいまして、評価を行う際はより保守的な評価となるように水位上昇側の評価を行う場合は、地盤沈下を考慮した評価を実施してございます。対しまして、水位下降側については、地盤沈下を考慮しない評価ということをしてございます。
１８ページへお進みください。１８ページ、１９ページが、これまでご説明した入力津波、最初の説明内容を整理したページでございます。
１８ページでは、まずは水位上昇側の入力津波の算定結果についての説明です。これまでの検討会において説明させていただきました２３．１メートルという津波高さがございますが、こちらは敷地前面における最高水位でございまして、津波による水位上昇量に朔望平均満潮位を加えた値ということで、２３．０１メートルを丸めて２３．１メートルということでご説明してございます。
これに対しまして、この章で説明いたしました各施設の設計評価に用いる入力津波について
は、基準津波による最高水位に地震による地形の変化、潮位のばらつき、地震による地殻変動、- 48 -

これをそれぞれ加えまして２４．３４メートルということになりますので、これを丸めて２４．
４メートルということで施設の設計評価を実施するということになります。
１９ページへお進みください。今度は水位上昇側、下降側の各評価位置における入力津波の算定結果を一覧表形式で整理したものでございます。上の図をごらんいただくとわかると思いますが、防波堤の損傷のところで、防波堤ありの場合となしの場合に分かれていますが、それぞれ例えば一番上の防潮堤発電所敷地前面においては、防波堤があるとした場合のほうが、入力津波高さが高くなりますので、こういう組み合わせを選定しているということになります。
それでは、２０ページをごらんください。今度は、発電所の津波防護の中身のご説明になります。まず、４－１として敷地への浸水防止（外郭防護１）と書いてございますが、この規制の要求事項としては①ということで、基準津波による遡上波を地上部から到達または流入させないこと。取水路及び排水路等の経路から流入させないことが要求事項でございます。
２１ページをごらんください。２１ページに、女川の特徴を記載してございますが、まず敷地前面における入力津波水位が敷地高さを上回るというのが特徴になります。そのため重要となりますのが、下の図でお示ししてございます２９メートルの防潮堤、あるいは湧き上がりを防止するための防潮壁というものが非常に重要になってまいります。
２２ページをごらんください。遡上波の地上部からの到達、流入の防止についての説明がこ
こから５ページほど続きます。ここで右上に意見№５３、５５関連とございますが、まず№５３のご意見は、想定される最高水位２３．１メートルに対して、防潮堤高さを２９メートルとした考え方。さらに、５５番については、安全対策における２３．１メートルの反映状況ということに対するご意見でございます。図中に数字をいろいろ書いていますが、まず防潮堤高さ
２９メートルとした点につきましては、①の入力津波高さに対して可能な限り余裕を持った設計としたものでございます。
安全対策におきましては、これまで２３．１メートルというご説明をしてまいりましたが、設計評価に当たっては、入力津波高さである２４．４メートルを使用しまして、設計評価を実施しているということでございます。この表中では、防潮堤高さ２９メートルを許容津波高さとして設定し、評価を実施しているというものでございます。繰り返しになりますけれども、表の中の数字を見ていただけると、評価対象の各建屋、区画の入力津波高さ２４．４メートルに対しまして、防潮堤高さ２９メートルと、ここでは許容津波高さと呼んでいますが、こちらが高いので、津波が到達、流入しないということで確認してございます。
２３ページをごらんください。水位上昇側における敷地及びその周辺の遡上状況を示してい- 49 -

る図になります。建屋などが設置されている範囲、敷地レベルに、遡上及び浸水がないということが、白く塗られている部分が、建屋とかが設置されている範囲になりますが、浸水がないということが確認できるかと思います。
２４ページへお進みください。防潮堤の全体配置をお示ししてございます。青色の部分で示している盛り土堤防の部分、あとは赤、緑で示している鋼管式鉛直壁に分類されます。
２５ページにお進みください。取水路からの津波流入に対する評価結果をお示ししてございます。２号機、３号機につきましては防潮壁により、さらに１号機については流路縮小というもの、こちら後でご説明しますが、それによりまして津波が取水路の経路から敷地に流入しな
いということを確認してございます。また、この表において許容津波高さとして２号機、３号
機は防潮壁の高さ、１号機につきましては、海水ポンプ室の設置高さとして示してございます。
次のページ、２６ページをごらんください。同様に、今度は先ほど取水側でしたが、放水路からの津波流入に対する評価結果を表でおまとめしてお示ししてございます。前ページ、２５
ページと同様に、２、３号機については防潮壁によりまして、１号機につきましては流路縮小
工によりまして、津波が放水路の経路から敷地に流入しないということを確認してございます。
２７ページをごらんください。取水路、放水路などの経路からの流入防止について、２号炉の取水を代表に説明させていただきます。ここで、左側にマスキングがかかっていると思いま
すが、お手元に配付している別資料の図をごらんください。津波の流入経路といたしまして、
海水ポンプ室の床面の開口部、あるいは防潮壁の内側から外側への経路となる貫通部に止水処置を実施してございます。図中で黄色く示している部分になります。さらに、図１には海水ポ
ンプ室、床面に設置してございます逆止弁付ファンネルの写真と図、図２には貫通部止水処置の写真として図を示してございます。
２８ページをごらんください。２号炉の放水路を代表でご説明させていただきます。こちら
も取水側と同様に、防潮壁の内側から外側への経路となる貫通部に対して止水処置を行います。
また、左の中段の図をごらんいただきたいのですが、補機放水路というものがございまして、その先に黄色で逆流防止設備と示しているものがご確認できると思いますが、津波が発電所に来た場合には、ここから津波が逆流して敷地にあふれ出るということが想定されますので、ここの防潮壁との貫通部に対しては逆流防止設備ということで、左下に図を参考図として概要図③でお示ししていますダンパーを設置するということにしてございます。
続いて、２９ページをごらんください。こちらは、先ほど出てきました１号炉の取・放水路の経路からの流入防止に関する説明でございます。１号炉の取水路、放水路につきましては、- 50 -

その流路部を縮小させ、これは図中の黄色の構造物になりますが、流入する津波の量を低減させる対策を講じてございます。ここもお手元に配付されている図がございますが、そちらの図をごらんいただくと、水路部がこのぐらい縮小しているというのがご確認いただけるかと思います。
続いて、３０ページをごらんください。今度は、漏水による重要な安全機能への影響防止（外郭防護２）という説明になります。要求事項といたしましては、漏水による浸水範囲を限定して、重要な安全機能への影響を防止することという内容になります。
３１ページへお進みください。前段の外郭防護１でご説明しましたとおり、防潮堤、防潮壁といった津波防護施設の設置や貫通部止水処置のような浸水防止設備の設置によりまして、津波が直接流入することは防止可能でございますが、浸水防止設備のうち、海水ポンプ室の床面に設置いたします逆止弁付ファンネルにつきましては、完全に止水することが難しいために、漏水を考慮した評価を実施してございます。その評価結果につきましては、次のページ、３２
ページでご説明いたします。
３２ページでも、お手元の別の図をごらんいただきながらお願いいたします。
まず、図中の赤色で示した範囲に重要な安全機能を有する非常用系の海水ポンプが設置されてございます。このエリアにおいて逆止弁付ファンネルからの漏洩は、説明文中の２つ目の黒ポチに記載してございますが、０．３立方メートル程度とわずかな量でございまして、非常用系の海水ポンプ機能維持への影響はないということを確認してございます。
それでは、３３ページをごらんください。今度は重要な安全機能を有する施設の隔離ということで、内郭防護に関するご説明になります。要求事項といたしましては、浸水の可能性のある経路及び浸水口（扉、開口部及び貫通部など）を特定し、それらに対して浸水対策を施すことという要求事項になっています。
３４ページをごらんください。まずは、浸水防護重点化範囲の設定についてご説明いたします。こちらは前の１１ページでご説明いたしました津波防護対象施設が設置されております建屋、区画を浸水防護重点化範囲として設定いたしまして、津波による浸水などから防護することが必要となります。具体的な対象を図でお示ししてございますが、図中のピンク色で示した部分、もしくは肌色のような色でお示ししている部分、これらが具体的な対象でございまして、
原子炉建屋、制御建屋、海水ポンプ室、軽油タンク、あるいは可搬型の重大事故等対処設備の保管場所などということになります。
３５ページをごらんください。浸水防護重点化範囲における溢水として考慮が必要な事象、- 51 -

これらに対する対応についてご説明をさせていただきます。これもお手元に配っている別の図をごらんください。
まず、図中の①のＡとＢということでお示ししているタービン建屋内における耐震性が低い
配管の損傷に伴う溢水、さらに図中の②のＡとＢでお示ししてございますが、屋外建屋内における耐震性が低い配管、タンク類の破損に伴う溢水が挙げられます。それぞれについて次のページ、３６ページ以降で説明をさせていただきます。
３６ページをごらんください。こちらもお手元に配っている別の図をごらんいただきたいと思います。
こちらはタービン建屋内における溢水事象について説明しているものでございます。左の図をごらんください。まず、地震に起因いたしまして、基準地震動による耐震性が確保されていない循環水系配管の伸縮継手が破損することを想定してございます。この破損の状態のままで津波が発電所に到達した場合には破損箇所から大量の津波がタービン建屋内に流入することになりますので、これを防ぐ対策が必要となるというものでございます。そのために、この循環
水系の事象に対しましては、タービン建屋の復水器室において漏洩を検知した場合、循環水ポンプを停止させまして、さらに復水器水室の出入り口弁、こちらを全閉とするインターロックを追加設置することとしてございます。これによりまして津波が発電所に到達する前に隔離することが可能ということでございまして、津波が建屋内に流入することを防いでございます。
同じような対策を、右の図で示してございますタービン補機冷却水系の海水系についても同じようにインターロックを設けて隔離に行くというようなことで考えてございます。
３７ページにお進みください。今度は屋外の溢水で、海水ポンプ室での溢水への対応についてご説明いたします。海水ポンプ室に設置されてございます基準地震動による耐震性が確保されていない配管、具体的にはこちらも別でお配りしている図をごらんいただきたいと思いますが、循環水配管やタービン補機冷却海水系配管が損傷して、損傷箇所より津波が流入する事象を想定してございます。これらの屋外の事象に対しましては、海水ポンプ室に設置されている
循環水系の配管あるいはタービン補機冷却海水系の配管について、基準地震動による耐震性を確保できるように耐震補強を実施いたしまして、地震による破損を防止するということで考えてございます。
３８ページへお進みください。意見の№６２関連ということで、「重油タンク以外の液体貯蔵についての検討状況はどうか」というご意見でございます。これらについては、発電所敷地内に設置されてございまして、基準地震動による耐震性が確保されていないタンクが損傷し、- 52 -

内包する液体が全て敷地に流れ出る事象を想定し、影響について評価を行ってございます。タ
ンク類については、現状、実際に満水保管としているものはございませんが、全てのタンクが容量いっぱいに保管されているという状態を想定してございます。
また、上の右のほうに図を示してございますが、補機放水ピットからの溢水も加えた形で評価を実施してございます。こちらの補機放水ピットからの溢水というものは、先ほどご説明しましたとおり、津波が来た場合に、この補機放水ピットと防潮壁との間には、津波が来たときに閉まるようにダンパーを設置してございますので、これが閉まると、海水系で運転をした海
水の行き場がなくなりますので、それが敷地にあふれ出るということになります。それらを加えた評価を実施しているというものでございます。
その結果について、右側の下に表でお示ししてございますが、全部を加えた浸水深というものが、表をごらんいただくと０．１６メートルと記載してございます。それに対して、各建屋などのカーブ高さということで値をお示ししてございますが、このカーブ高さというのは、いわゆる入り口の敷居の高さ、今の住宅はバリアフリーということになっていますが、バリアフ
リーにはなっていないで、敷居があるということでご理解いただきたいと思います。それを超えないものですから、重要な建屋には浸水がなく、安全機能への影響はないということを確認してございます。
３９ページをごらんください。３９ページも同じように屋外の溢水になりますが、今度は地下水ポンプ、いわゆる揚水ポンプが停止した場合の影響について考えているものでございます。
現状の揚水ポンプは、基準地震動による耐震性が確保されてございませんので、地震時に損傷することを考慮いたしまして、地下水が地表面まで上昇しても、浸水対策を施して、建屋内に流入しないように貫通部止水処置や水密扉を設置いたしまして、地下部からの浸水を防止しているというものでございます。なお、今回揚水ポンプ、地下水のポンプにつきましては、基準
地震動による地震力に対して耐震性を確保するということにしてございますので、地下水が地表面まで上昇することはないと考えてございます。
４０ページをごらんください。今度は水位変動に伴う取水性低下による重要な安全機能への影響防止についての説明になります。要求事項としては２つございまして、基準津波による水位の低下に対して、海水ポンプが機能保持でき、かつ冷却に必要な海水が確保できる設計であること。基準津波による水位変動に伴う砂の移動、堆積及び漂流物に対して取水口及び取水路の通水性が確保でき、かつ取水口からの砂の混入に対して海水ポンプが機能保持できる設計であること。２つ目といたしまして、津波による二次的な影響（洗掘、砂移動及び漂流物等）を- 53 -

考慮することというものでございます。
４１ページをごらんください。非常用海水ポンプの津波時における取水性について説明をさせていただきます。こちらも別にお配りしています図をごらんいただきたいと思います。
図をごらんいただくとわかるように、図の左側に貯留堰を設置してございまして、貯留堰高さを下回る津波が発生した場合でも、図中の青の車線でお示しした範囲に使用可能となる海水が貯留される構造となってございます。基準津波によって、引き波発生時に貯留堰高さを下回る時間が１８３秒ほど発生いたしますが、貯留された水によりまして、非常用海水ポンプ約２
６分間の連続運転が可能ということでございまして、重要な安全機能が維持されるということで確認してございます。
４２ページをごらんください。今度は津波の二次的な影響による評価結果でございますが、まず津波の影響によりまして、海水ポンプ室には砂が運ばれてくるということになります。この砂の量を評価しますと、水位下降側の津波において、最大１０センチの砂が海水ポンプ室底面にたまるというような評価になります。ただし、この場合でも右の図Ａ部詳細ということでお示ししてございますとおり、非常用海水ポンプの吸い込み口との距離が十分に確保されてございまして、堆積した砂がポンプの運転に影響を与えることはないと評価してございます。
４３ページをごらんください。ここでは、堆積する砂による影響を説明いたしますが、まず海水中に浮遊する砂による非常用海水ポンプの運転の影響について説明いたします。発電所周辺における海底の土砂の粒径を調査した結果、砂の中央粒径としては、資料にも記載してございますが、０．２１５メートルと微小であることを確認してございます。また、図でもお示ししてございますが、非常用海水ポンプの軸受には、海水中に混入してくる砂を連続排出させるための溝を設けてございまして、この溝の大きさが最小部で２．５ミリということですので、海水に含まれる砂によって非常用海水ポンプの運転に影響はないと評価してございます。これは、３．１１の津波のときにも同様に海水ポンプ軸受等の損傷は確認してございませんので、津波による影響はないと考えてございます。
４４ページをごらんください。４４ページから４６ページでは、津波の二次的な影響といたしまして、漂流物の漂着により取水口が閉塞し、非常用海水ポンプの取水への影響がないかということで評価してございます。
４４ページでは、津波漂流物となる対象施設等の抽出について説明しているものでございま
すが、女川湾に襲来した津波が引く際の流れの一部が発電所へ向かう流れもあると評価をしてございますので、調査範囲としては図でお示ししてございますが、女川湾全体を対象として調- 54 -

査をしてございます。
４５ページをごらんください。４５ページでは、実際に３．１１津波時において、発電所敷地へ漂流してきた漂流物を整理したものでございます。小型船舶や木片、漁具などを確認してございまして、これらの漂着についても考慮し、取水への影響について評価を実施してございます。
結果について、４６ページで説明させていただきます。４６ページをごらんください。こちらもお手元に配っています別の図をごらんいただきたいと思いますが、まず漂流物による影響について評価をした結果、この図にお示ししていますとおり、取水口の大きさが十分大きく、漂流物が取水口を完全に閉塞させることはなく、非常用海水ポンプの運転に影響はないと評価をしてございます。なお、補足的な説明になりますが、通常時において取水路の大部分、約９４％程度は循環水ポンプの運転に必要となるためのものでございまして、非常用海水ポンプの運転に必要な海水量というのは全体の取水の約５％程度と少なく、その点からも影響はないと考えてございます。
次に、４７ページをお進みください。津波監視設備の設置のご説明になります。要求事項といたしましては、津波監視機能が保持できることという要求事項になります。
４８ページをごらんください。津波監視設備としては、（１）にお示ししていますが、津波監視カメラ、あとは（２）の取水ピット水位計ということで、この２つを設置いたします。監
視カメラについては津波の影響を受けない２号原子炉建屋屋上及び防潮堤北側エリアに設置をいたします。取水ピット水位計につきましては、海水ポンプ室補機ポンプエリアに設置し、水位計の床面貫通部につきましては、津波による水圧にも十分耐えられる構造といたします。
４９ページをごらんください。４９ページには、実際の津波監視設備の配置場所、あとは右側の写真として、監視カメラについては、昼間だけではなく夜間についても監視可能だということでご説明している資料でございます。
それでは、５０ページから適合性審査の状況についてご説明します。
５１ページをごらんください。国の審査の状況をお示ししてございますが、国の審査においては防潮堤、防潮壁の構造設計に関する指摘を多くいただきまして、審査会合の場でご説明を行ってございます。耐津波設計に関する説明については、一通りの説明を終了しているという状況になります。
５２ページから、これまでのご意見に対する回答ということで、５３ページ、５４ページのほうで、これまでの説明で回答ができていない部分についてのご説明をさせていただきます。
- 55 -

まず、５３ページをごらんください。意見№２ということでございまして、意見№２は「３．
１１時の海水流入事象について、閉止板取りつけの対策で十分か、浸水するのにどのぐらいの時間がかかっていますか」というようなご意見でございます。現時点におきましては、真ん中の写真でお示ししてございますとおり、閉止板を取りつけてございまして、こちらの閉止板は
４７メートルの津波高さまで耐えられる構造として設置をしてございます。ただし、この閉止板については今後取り外しをいたしまして、コンクリートにより閉塞させ、海水ポンプ室と一体化することで、津波に対してより強度を持った構造とする計画でございます。ご意見にもありました、３．１１時に原子炉建屋付属棟が最大で２．５メートル程度浸水してございますが、その浸水に要した時間は、右下にお示しいたしてございます３．１１時の津波の波形、さらに津波到達後約３０分で非常用系のポンプがトリップしているということを踏まえますと、津波到達後３０分程度で浸水したと考えてございます。
５４ページをごらんください。意見№５４関連ということでございまして、「津波の波力に関してどのように評価しているか」というご意見でございます。女川の防潮堤の設計で考慮する津波波圧につきましては、解析及び実験による検証を行ってございます。これらの結果をお示ししているのが左図のグラフでございまして、全てのケースにおいて津波波圧算定式である
朝倉式①、赤の線を下回っているということを確認してございますので、この式を設計用津波
波圧として考慮していくことで考えてございます。
あとは、最後になりますけれども、５６ページから５８ページ、こちら参考として防潮堤、防水壁の構造に関する資料をつけてございますが、説明は割愛いたしまして、５９ページをごらんください。
先行ＢＷＲプラントとの比較ということで、女川２号と同じ原子炉のタイプでございます柏
崎刈羽６、７号と東海第二発電所という２つのサイトが既に適合性審査を終えてございますので、それらの津波防護方針と女川との比較を結果でお示ししたものでございます。違いを赤字でお示ししてございますが、柏崎６、７との違いといたしましては、基準津波が敷地を越える
か越えないかによりまして、防潮堤を自主対策として設置しているか、あるいは基準適合のための設備として設置させているかという違いがあります。
さらに、表の中段で女川だけ赤文字になってございますが、屋外設備、海水ポンプ室で耐震性が確保されていない配管類の評価に当たりましては、女川においては屋外設備の耐震性を確保するということで溢水及び津波の流入を防止してございますが、ほかのプラント、東海第二ではインターロックによる津波の流入防止ということで対策に差があるということがわかるか- 56 -

と思います。
きょう準備した資料のご説明は以上です。
○座長

ありがとうございました。

初めに、この件につきまして、欠席の先生から何かコメントがありましたら、事務局よりご報告お願いいたします。
○事務局
○座長

特にございませんでした。
それでは、何か先生方、質問等がありましたらご発言をいただきたいと思います。今村先生、お願いします。
○今村委員

ご説明ありがとうございました。本日の検討事項、またその検討結果、わかりやす

かったと思います。その中で、３点、質問になるかと思いますが、疑問に思いましたので、発言させていただきます。
まず、４３ページを見ていただいて、４３ページは浮遊砂に関するものであります。基本的には異物逃し溝で出るだろうと書いてございますが、津波の場合は非常に浮遊砂濃度が高くな
りまして、通常の河川の洪水を上回るだろうと。こういうときにも機能できる、この機能が維持できるかどうかが疑問になります。これが１点になります。
次に、４８ページに移っていただいて、こちらが監視カメラということで、４９ページを見ていただいたほうがいいかもしれませんね。津波の来襲状況を見るということなのですけれども、恐らく今の監視カメラはズームアップとかかなり拡大することができるかと思います。そうしますと、例えば向かい側の山王島であったり、手前の防波堤などの拡大もできまして、例
えばここにメジャーといいましょうか、物差しを入れておくと、かなりカメラに移る水位計の数字の変化を見るだけで、津波の来襲状況がかなり正確にわかるかと思います。そういう可能性があるかどうか、お教えいただきたいと思います。
最後、３点目は５４ページのところになります。５４ページのご回答はこれで結構かと思うのですけれども、今回のいろんな対応で水圧、津波が浸入してきて、それに対する耐水性を上げたり、また縮小して影響を小さくさせるといういろんな検討をされて、設備装置的なものをつくられておりますけれども、その装置設備の強度が、今回例えば波圧がある程度推定できる
ならば、それよりも強度があるかないかという説明は必要かなと思います。ただし、状況に応じて津波の波圧の推定自体が非常に難しいという状況がありますので、どういうところであれば波圧が推定でき、それに対する設備、施設等の強度と比べて安全性を確保できるのか。細か
くは要らないのですけれども、できるところと難しいところをご説明いただければと思います。
- 57 -

以上です。
○座長

それでは、お願いいたします。

○東北電力株式会社

では、私から最初の２点についてご説明させていただきたいと思います。

まず、１点目の４３ページへのご質問、津波時の浮遊砂濃度に対して運転が大丈夫かということに関しましては、今回の資料中にはお示ししてございませんが、発電所に津波が襲来する
際の浮遊砂濃度を評価してございまして、その濃度において実際にポンプの運転に影響がある
かということについて、実際のポンプを模擬した試験装置を使った試験を実施してございます。
その結果でも軸受の磨耗量はわずかでございまして、ポンプの連続運転には影響がないという試験結果を得てございますので、津波時も実際に運転継続可能と考えてございます。それがまず１点目でございます。
４９ページ目で、先生からいいアドバイス的なものをいただいたかと思いますので、物差しのような確認できる指標類を置いて、本当に把握できるかということにつきましても、今後検討させていただきまして、そのような対応ができれば、ぜひやっていきたいと考えてございます。
○東北電力株式会社

東北電力の橋本と申します。

最後のご質問ですけれども、十分強度を持っているかということをどのように確認していく
かということでしょうか。
○今村委員

例えば２９ページを開いていただくと、断面図がございます。これ、一つの例なんですけれども、黄色い部分が例えば縮小工ということで設置すると。確かに断面積が小さくなるので、津波は絞られるかもしれませんが、非常に波圧が大きかったりすると、これ自体を壊してしまうとか、逆に断面積が大きいために縮流で射流的な効果があって、実はなかなか効果としては見られないとか、そういう定量的なところをされているのか、なかなかこういうとこ
ろでさえ難しいのか、ご説明いただきたいと思います。
○東北電力株式会社

今例に挙げていただきました２９ページの流路縮小工ですけれども、これに対しましては、想定する津波の高さから、その津波の水の圧力、それから流水による圧力、
それからこの場合すっかり閉鎖してしまうものと違いまして、中を通るときの摩擦力も考えられますので、それらを足して、まず全体の構造が滑らないというか、安定しているようなことを確認いたします。あと、この構造としては、径よりも奥行きの長さ方向がほぼ一緒ぐらいのものになっていまして、そういう意味では曲げとかによる破壊はほとんど起こりにくいような構造にしてございます。
- 58 -

あと、具体的に波圧がかかるものとして代表的なものは防潮堤がございますけれども、詳細
ないろんなパラスタを行った計算につきましては、今後詳細設計の段階で確認していくわけなのですけれども、防潮堤に関しましては、ちょっと規模が大きいということと、構造が女川オ
リジナルということもございまして、構造成立性ということを事前に確認してございます。その中では、波圧等をかけたとき、あるいはまた地震に対して、さらには津波が来た状態で余震のような地震動が来たときに対して、全体の構造であります鋼管杭ですとか、あと鋼管杭についている水を実際に防ぐ遮水壁といったものが許容応力度に対して、許容値に対して十分余裕を持っているということをあらかじめ確認しております。
○今村委員
○座長

わかりました。

そのほかご質問、首藤先生、お願いします。

○首藤委員

ご説明どうもありがとうございました。私の以前にお出しした質問に対してのご回答で、ちょっとよくわからないところがあるので、一つ質問させていただきたいと思います。
２２ページのところで、上の表に対して、①が入力津波高さ、②が許容津波高さと書かれているのですけれども、これが防潮堤の高さでもあると理解いたしました。こちらの米印の３番目のご説明に、入力津波高さに対して十分余裕を持った設計とすると。可能な限り余裕を持った高さとされたと書かれていまして、意味はわかるのですけれども、例えばこの余裕が十分であるということは、どのような考え方で言っていらっしゃるのかとか、可能な限り余裕を持ったというのが、どういう限界理由でここが可能な限界だったのかとか、そういうことを教えていただければと思います。
○東北電力株式会社

まず、十分余裕を持ったというところなのですけれども、１つの目安として、ここではちょっと説明を省略させていただきましたけれども、女川地点及び近傍における高潮の潮位を過去にわたってとった統計を行っております。その結果、１００年確率での潮位の変動というもの、台風とか高潮とかも入ったものになっているのですけれども、それでも３６センチというものがございまして、それがこれは各サイト共通の考え方ですけれども、一つの裕度の見方となってございます。
今申し上げました、１４ページに入力津波に対する影響要因という表を示してございますけ
れども、その２つ目に潮位変動の「また、」以降で「高潮の評価を実施し、外郭防護の裕度評
価に参照する」というのが、今申し上げました高潮のハザードと呼んでいますけれども、高潮の確率を踏まえた評価ということで参照しておりまして、それを考えましても十分余裕を持っているということで裕度としては十分あると思っているのですが、さらに可能な限り余裕を持- 59 -

ったということに対しましては、当然入力津波あるいは基準津波に対して裕度を持っているということが前提になるのですけれども、それに対して、かける工事量と期間を無限にできれば、それよりも高いものはできると思うのですが、限られた中でつくっていく中で、なるべく高さを高くしたいという、我々も考えがございまして、その中で現実的なといいますか、可能な高さというような意味でこういった記載とさせていただきました。
○首藤委員

そうしますと、私の理解したところでは、余裕という点では、津波の予測の不確実さではなくて、潮位の不確実さとか、そういったものが余裕の裕度として考えられているという、そういう理解でよろしいですか。
○東北電力株式会社

この場合の裕度としてはご理解のとおりでございまして、津波の不確実さというものにつきましては、この前段に基準津波のところで考えられるいろいろなパラメータ
スタディーをおこなっておりますので、その中で津波の不確実さというものを考慮しているという位置づけになろうかと思います。
○首藤委員

ありがとうございました。

もう一つなんですけれども、これも私の理解が十分でないからかもしれませんが、一旦この２９メートルの防潮堤ができたら、地上部からの流入がないことが確認されたと、私はさっきの説明を、多分（２）の地上部からの到達流入の防止ができますとご説明をされたと理解していますけれども、私ども一般に防災の立場からいきますと、例えば津波ハザードマップをつくって避難計画をつくるときというのは、防波堤は万が一壊れるかもしれないので、たとえつくっていても、防波堤がないシミュレーションもやって、その範囲は逃げましょうというようなことをやったりするのです。多分人の命を守るということと、また違うというのもとてもわかっているので、私の理解としては、防波堤があるという前提で、まず津波の影響がないことは確認しますと。万が一防波堤が壊れて津波で浸水したとしても、ほかの対策で影響が出ないよ
うにできるから大丈夫だという位置づけで、ここでは防波堤がある前提で、浸水するかどうかということを確認されているという、このような理解で合っていますでしょうか。
○東北電力株式会社

ご質問に対しましては、まず原子力発電所への要求事項といたしまして、津波に対してドライサイトであることというのが要求されます。要するに、津波を地上から流入させないことというのが要求事項になりますので、まずはその要求事項に対して確実に対応可能な津波防護施設を設けて流入を防止するというのが、まず１つの考え方です。ですので、流入させないという前提での評価になるというものが、基準津波に対する評価はそういうことになります。
- 60 -

後段でありました、さらに今やっている評価ですと、防潮堤高さを超えてくる津波というものも、確率は低いのですが考えられますので、それらの津波に対しての評価はどうかということも確認してございます。その結果も、１０のマイナス７乗の確率で発生する津波に対しては、炉心損傷に至らずに対応できるという評価まではしてございます。
○首藤委員

多分技術的な評価の仕方がそれだということはわかったのですけれども、そうすると防潮堤、防波堤を超える津波が来ても、ほかの対処の仕方で炉心損傷に至らないことが確認できたということは、もし防波堤が壊れて、想定される津波が来て、流入しても炉心損傷には至らないという意味に理解しても大丈夫ですか。
○東北電力株式会社

そこの仮定を、どういう仮定を置くかでございまして、防潮堤の壊れる壊れ方をどう仮定するかで大分変わってきますので、全く防潮堤がない状態で基準津波が来たらどうなりますかということになれば、それはそのような対策はとられていませんので、確実に炉心損傷を防止できるかというと、そういうことにはならないと思います。なので、我々は設計裕度を確保しながら防潮堤をつくって、津波の流入を防止するというのが、まず第一だろうということで考えてございます。
○東北電力株式会社

すみません、ちょっと一つだけ補足させていただきます。

今、もし壊れたらということでご心配があったということで、非常に理解できるのですが、実は設計的にはそれを起こさないために何をしているかということだと思うのですね。何回か説明の中に出てきておりますけれども、当然のことながら、防潮堤自体も耐震Ｓクラスでつくっておりますので、まず地震で壊れることはないように当然いたします。要は、津波を起こす
ような地震では絶対壊れないと。先ほど何回か説明しておりますけれども、その中でも地震として一番大きいものと、あと津波を起こす地震というのがちょっと違いますので、そういったものを全部考えた上でも、地震に対して防潮堤は絶対壊れないような設計をします。なおかつ、防潮堤自体だけではなくて、その周辺の斜面ですとか、そういったものが地震で影響を受けて、防潮堤に悪影響を与えるかどうかというところまでちゃんと評価しておりますので、基本的にはそういった地震的なもので防潮堤が壊れるようなことはないというのを確認するというのが、まず大前提でございます。
あと、先ほども話題になりましたけれども、実際に津波が来るときには、ただ水深が高くなるということだけではなくて、実際に沖合から来たときに衝撃圧というのが当然ありますので、それについてもどの程度考えておけばいいのかというのが、先ほどの議論の中身でございます
ので、そういったものをいろいろ考えても、防潮堤の強度として、まず壊れないようにすると- 61 -

いうのが大前提の対策となっておりまして、先ほどのもし防潮堤を越えるような場合というのは、防潮堤が健全に残ったとしても、津波の想定として、非常に確率は少ない、先ほど１０の
マイナス７乗みたいな話も出ましたけれども、全くゼロということはないかと思いますので、確率の世界でですね。そういったものを考えたとしても、実際防潮堤の上から流れ込んだ水の量とか、そういったものを一応評価として出しまして、敷地の中でそれをちゃんと処理できるかできないか、実際の炉心損傷に至らないような対策ができるかというようなところを確認しているということを我々としては評価しまして、ご説明しているというものでございます。
○座長

鈴木先生、お願いします。

○鈴木委員

ちょっと教えていただきたいので、ちょっとあれなのですが、重要度分類に関する

ことと、それから私は機械系なので、特にどうとかね、特に福島の場合の重油発電機があれして、女川がちゃんとやっていたということがあったと思うのですが、確かにここに書かれていますように、放射線障害を及ぼすということを、重要の安全機能として考えているというのはいいのですが、今度対象になる設備、機器側から言うと、冠水、つまり津波によるタフネスさが違うのではないかと思うのです。冠水したことによって、もうすっかり機能を失ってしまうのと、それからタフなものとかあると思うのですが、その重要度分類をする場合に、この中にそういうような冠水に対して強いか、強くないかというようなファクターは考慮されているのかということが一つと、それからロケーションの問題がありますよね。ですから、特に機器系の場合には、割合設置するところにフレキシビリティーがある場合には、なるたけ高いところに置けと。高いところ置くといったって、もちろん制限……、その辺のことも考慮されながら対策を考えていくのかという、その２つについて教えていただきたいのですけれども。
○東北電力株式会社

まず、内部溢水影響評価、要は発電所の中で発生する、地震に伴う溢水とかを考慮して評価していく際には、その際は機械設備については、例えばポンプとか、そうい
うものについてはモーターまで水が来ると、さすがに機能を喪失しますので、そういう評価をしますが、一部の計装品類につきましては、皆さんもよく聞かれると思いますけれども、携帯なんかでもＩＰ等級という防水と防塵の等級があると思いますが、ＩＰ等級の５以上があれば、ある程度被水などを受けても機能喪失しないだろうとか、そういう評価で反映しているというのがございますが、実際の先生のご質問の安全機能重要度分類には、その辺は全く反映されてございません。
あと２点目、配置の考え方につきましては、原子力発電所の場合には重要な安全機能を持つ系統が複数ありますので、その区画を分離、独立させているということ。あとは、多様性を持- 62 -

った機器をそれぞれ別の区画に配置しているということで、あとそういう重要な機器が設置されているエリアは防水区画化されてございまして、入り口は水密扉なんかを設置していますし、
配管貫通部については止水対策がされていますので、外からの溢水が流入しないというような対策は施してございます。以上でございます。
○座長

そのほかご質問、長谷川先生。

○長谷川委員

全くの素人の質問、とんちんかんなことを聞くかもしれませんけれども、許容津

波高さと入力津波高さに差があるので、裕度があると言う。それはそれでよろしいかと思うのですが、単にプールに水をためておくような場合（深さの差異）とは違って波圧というのですか、何か衝撃力とかいうものがあると思うのですね。ここで考えられているのは、例えば許容
津波高さ、例えば１９メートルだとか、２０何メートルとかあっても、その津波高さの津波であれば、それぞれの波圧というか、そういうのをちゃんとカバーできるように考えられているのでしょうかということです。
それともう一つは、ちょっとこれも素人であれなのですが、基準津波のときに１０キロ沖合で水深が１００メートルであると。それがたまたま１０キロのところが水深が１００メートルだったと思うのですが、その水深がちょっと変わったりするというようなことは考えなくてもよろしいのかどうかということと、（それに伴って）津波高さ、その津波の波圧というのです
か、何か変わってくるのかどうか、素朴な質問なのですけれども。
○東北電力株式会社

まず最初のご質問が、設定している入力津波高さに対して、設備の強度というか、裕度をどういうふうに考えているかとか、あとその荷重としてどういうふうに考えているかということかなと思いますけれども、まず外に面しています防潮堤がわかりやすいかと思いますが、防潮堤では入力津波高さ２４．４メートルと評価していまして、防潮堤の高さとしては２９メートルまであって、その高さまで津波が防止できますと。実際に荷重が、２９メートルまでの高さの津波が来たとしても、強度的に問題ないような設計をしております。なおかつ、その波圧に対しても、本日ご説明しましたように、波圧としては裕度を持った式で算定するようにしておりますので、そういった意味でも裕度を確保できているかなと思っております。
それから、基準津波の算定で、水深のところなのですけれども、実際に底の水深が変わった
パラメータ作業をやっているかというと、そちらのパラメータ作業はやってございませんけれ
ども、例えば女川ですと、３．１１の地震及び津波で、特に沿岸に被害を受けている地域が多いものですから、特に沿岸に復旧・復興工事が行われております。その計画を反映すると、若- 63 -

干ですが、女川の津波にも影響があるということで、それらの工事を反映した場合に津波の高さ等がどう変わるかといったものは確認して、そういったものはやってございます。
あと、基準津波の策定位置が具体的にどう変わったらというのは、ちょっと今そういったパ
ラメータ作業はやってございませんけれども、考えられる中ではいろんなパラメータ作業をやった中で、また津波に非常にきくのが、基準津波の説明であったかと思うのですが、断層モデ
ルをどのように設定するかというのが、敷地に対する津波の影響に非常に影響があるということで、断層モデルの位置を、その前にサイズをいろいろ変えたり、断層の角度を変えたり、断層の位置を北へずらしたりとか、南へずらしたり、あるいはその幅とか、その中でも大きく変位するところとか、小さく変位するところなどを変えてやった中で、一番厳しいものを探しているといったことで、その敷地に来る津波としては厳しいものを探せているのではないかなという理解をしております。
○長谷川委員（基準津波の策定位置での）水深は、その場所がそうだった（原発敷地に来る津波として一番厳しいところだった）からそうだということでしょうか。
○東北電力株式会社

基準津波の策定位置というのは、津波が起こる場所とは違っていまして、津波の策定位置というのは海溝付近ですね。非常に深い場所になっていますので、若干の例えば誤差があったとしても、それほど津波の高さには影響がないのではないかと思っています。
ちょっと質問の趣旨が合っていましたでしょうか。
○東北電力株式会社

すみません、東北電力の平川でございます。

恐らく、津波の策定位置という言葉が非常に紛らわしいのだと思うのですが、策定位置とネーミングはなっておりますけれども、基本的にこの位置はあまり深い意味がなくて、沖合の津波を起こす、地震を起こす波源から発電所に到達するまでの海底のモデルをつくって、それをずっと流動解析をしてきて、発電所近傍でどれぐらいの水位になるかというのを解析で求めているので、ただそのときに、基準上は最終的にうちで言うと防潮堤になりますけれども、防潮堤の計上とか場所によっては数字がかなり変わり得るので、最高水位としてはですね。なので、そういった最終的にぶつかる陸上の地形の形状なんかの影響を受けないように、とりあえず定義として決めなさいというところを、ただ策定という言い方をしておりますので、策定位置そのものにあまり大きい意味があるわけではなくて、たまたまその策定位置を沖合１０キロのところに置いたときには、そういう数字の津波を基準として設定していますということですので、基準的な用語をそのまま使っておりますので、紛らわしいのは紛らわしいのですが、意味的にはそういうことです。
- 64 -

○座長

そのほか、はい、兼本先生。

○兼本委員

２つほど教えていただきたいのですけれども、先ほど１０のマイナス７乗という、

１，０００万に１回ですか、そういう津波が来ても大丈夫という話をされていたのですけれども、どうして大丈夫かという説明は、この場でこれまでされていましたか。今回の説明を聞いた安全機能の範囲で大丈夫という意味と捉えていいのですか。それとも、新たな別の安全機能がついているとか、リカバリー機能がついていて大丈夫といったのか、それがちょっと理解できなかったので。
○東北電力株式会社

すみません、平川ですけれども、私のほうから少し説明いたしますと、そういった津波の設定といいますのは、設計基準事象として設定しておりませんで、それとはまた別ですね。先ほどちょっと出ました確率論的な評価の中で出てきているもののうちの１つです。評価の中身としましては、そういった津波が来たときに、当然防潮堤を超えて水が入ってくることになります。そのときの水の量を評価いたしまして、その水量が敷地の中に広がった
ときに、先ほどもし水がこぼれても、カーブ高さが上回らないので建屋の中に入ってこない、
そういった評価をお示ししておりましたけれども、そういった内容で全ての安全機能を持っている設備に対して悪さをするかしないかというのをまた別途評価しまして、その評価として先ほどの結果を申し上げたというものです。
○兼本委員

わかりました。そういう意味では、現状の機能設備の中で大丈夫という説明と捉えていいわけですね。
○東北電力株式会社

その辺のところを検討会の中で、津波のＰＲＡの中でご説明をさせていた

だいております。
○兼本委員

わかりました。じゃあ、それはちょっと聞き忘れてしまったのかもしれません。

実はちょっと午前中の話と絡むのですけれども、放水設備、こういう工学的な安全性として意味があるかどうかというのが岩崎先生の質問だったと思ってね。今回津波の話は、きょう説
明聞いた範囲は、工学的に全部定義できて大丈夫ですという説明で理解はできたのですけれども、さっきの仮に敷地まで水が入ったときに大丈夫かというのは、工学的にちゃんと説明でき
ると今理解はしたのですけれども、それ以外の安心のための設備みたいなのが、実際に今回の３．１１のときには水をくみ出したわけですよね。そういう対応というのはいっぱいあるわけですけれども、当然考えられているのだろうと思うのですけれども、そういう説明は今回なくて、それは一種の事前に準備してというものではなくて、安心のためのほかの手段があります
よという説明で、あってもいいのかなと思ったのですけれども、そういう説明も場合によって- 65 -

は必要ではないかなと思ったりしますので、これはコメントで結構です。
もう一つ質問なのですけれども、４７ページの津波監視機能が保持できることという要求事
項が、ちょっと正確に理解できませんので、今村先生の画像カメラにスケールつけておいたらというような話がありましたけれども、監視機能の定義がちょっと理解できないのは、どの時点で何メートルの津波が来たのかというのをちゃんと監視しなさいというものなのか、大きな津波が来たり、引いたりしたというのは大体わかればいいのですかと、そこを教えていただきたいのですけれども。もし正確に把握するのであれば、この島に津波水位計を入れておけばい
いだけの話だと思うのですけれども、その辺が理解できなかったということで教えてください。
○東北電力株式会社

津波監視機能が維持できることという要求事項でございますが、この要求

事項は、まず津波が１回で来て、引くわけではないので、繰り返し襲来してきますので、その繰り返し襲来してくる津波をちゃんと監視できることというのが、まず要求事項です。
さらに、繰り返し襲来してくる津波に対しての水位も確実に捉えられることというのが要求事項です。これらの要求事項を達成するために求められる津波防護設備への要求といたしましては、先ほどもご説明してございますけれども、地震で壊れてはいけませんので、耐震Ｓクラスとしての設計をしているというのが大前提でございまして、まず地震で壊れない上に、津波の影響を受けないところに設置するか、もしくは水位計のように実際に津波の影響を受ける場
所に設置する場合は波圧を考慮した設計をしているということでございます。
○兼本委員

質問は、繰り返しの回数と水位、津波の高さということですね。その高さについて

は、取水ピット水位計で代替していると思っていいですね。監視カメラは水位の高さまではわ
からなくてもよくて、何回来たり引いたりということがわかればいいという理解でいいですか。
○東北電力株式会社

水位はおっしゃっているとおり、海水ポンプ室の水位計のほうで水位は確認します。津波監視カメラでは、津波の繰り返しの襲来と、それに加えて二次的な影響といたしまして、漂流物も来ますので、漂流物の監視もカメラで確実にできることということで考えてございます。
○兼本委員

せっかくこういう要求事項があったときに、具体的にイメージされているのであれ

ば、それを具体出しで書いておいていただけると、理解しやすいなと思いました。
○座長

そのほか何かございますでしょうか。はい、関根先生。

○関根委員

今の件に関連する質問なのですけれども、水位計については５３ページのところで、ポンプ室のところに以前に設置してあったものが、ちょうど津波があったときに下から吹き上げて、流入したので、このような防止板をつけたと伺っています。今度またこれをコンクリー- 66 -

トに変えて埋めてしまうことにされたということですね。そして、今水位計で監視されると言われたのですが、これとは別にまた水位計を設置してあるということでいいのですね。
○東北電力株式会社

はい。設置位置を若干変えまして、この場所はコンクリートで閉塞させる

わけですが、違う場所に水位計用の座を設けまして、そこはしっかりと波圧にも耐えられる構造として、新たに水位計を設置するという計画でございます。
○関根委員

わかりました。

それともう１点だけ、５６ページから７ページについての防潮堤の構造の改定ですか、改良
地盤を追加するという件に関してです。４月にも見せていただきましたけれども今はもはや２９メートルのものを設置しました。そこからさっき滑り安定性をさらに向上させる工事をやるという、これだけ大きなものをつくってから、それから下の土台の部分を変えるという、非常に不自然さを感じるのですけれども、その辺についてはいかがですか。
○東北電力株式会社

防潮堤をつくり始めたのは、早期に対策を完了したいという考えもございまして工事を進めておったわけなのですけれども、その審査の過程で、沈下の可能性に対して、それを説明するのがなかなか困難ではないかというようなご指摘もございまして、よりわかり
やすく安全性を高めるためにということで、わかりやすい構造ということで、剛な構造、沈下が発生し得ないような構造にするほうが、その説明性も高まるということで、途中で変更したということでございますけれども、工事としましては、既設の改良地盤もそうなんですけれども、高圧噴射攪拌工法と言いまして、ボーリングで穴を掘って、その周りの土を、セメントをまぜた固い土に置換していく、置きかえていくといった工法ですので、上に構造物があっても施工可能な工法ということでは考えております。以上です。
○関根委員

そうすると最初から不完全な構造を計画して設置したというように私には捉えられるのですけれども、十分に性能が担保されているものをつくって、それをさらにという書き方になっていますよね。その理解の仕方を皆さんにわかりやすくしていただければいいかなと思った次第です。以上です。
○東北電力株式会社

ちょっとこの構造のところについては、説明を少し簡略化しておりました

ので、そういったところも丁寧な説明を心がけるようにしたいと思います。ありがとうござい
ました。
○座長

はい、源栄先生。

○源栄委員

この防潮堤クラスのスケールの長い構造物をつくるときの、夏、冬の熱変形に対す

る対処はどういうふうにしているのですか。というのは、コンクリートは膨張するよね。それ- 67 -

は途中切れているのですか、あれ。切れているならばいいのですけれども、切れているところから壊れるようなことはないですか。ちょっとそこだけ。
あと、下の地上と地中、やっぱり温度変化が違いますので、その辺に関する処理というか、考え、どうなっているのですか。
○東北電力株式会社

まず、温度変化はやはり鋼材のものが、伸縮率というのですか、長さの変化が大きいと思うのですけれども、鋼材につきましては、横方向はそれぞれ独立した構造になっていまして、間をねじでつなぐというような構造になってございます。それから、コンクリ
ートにつきましては、鋼管杭何本分かごとに目地をつくって、構造としては切れるような構造になっておりまして、設置してから夏冬も超えていますけれども、今までそういった不具合は生じていないということでございます。
あと、上下での温度変化につきましては、それも実態としてあまり影響がないように考えてございますけれども、そういったことで、途中で目地等を加えることによって、そういった配慮をしているといったことでございます。
○源栄委員

津波が来たときの抵抗力なんですけれども、当然コンクリートのせん断弾力、それから引き抜きその他の変動ですね、いわゆる天候に対する耐久性とか、この辺は塩水ですので、
ちょっと甘い考えやるとまずいと思うのですけれども、この辺はどうなっているのですか。
１０メートルぐらいのうちはいいけれども、３０メートルクラスになると、プロポーションで相当比が大きくなりますね。それに対して、引き抜きに対する設計というのはきちっとやっているのだと思いますけれども、ちゃんと考慮しているのでしょうね。
○東北電力株式会社

構造といたしましては、波力がかかる方向に関しては、断面で見ると１本になっていまして、強い引き抜きがかかる構造にはなってございません。それから、特に鋼材につきましては、津波が来なくても、常時潮風に吹かれている環境にございますので、十分な防錆の塗装をするように……。
○源栄委員

引き抜きがないというわけないでしょう、だって……。

○東北電力株式会社

それは当然地震動で引き抜きは発生するのですけれども、構造的に津波については、主に圧縮が発生するような構造になってございます。鋼管杭に対しては、そういった構造になっています。
○源栄委員

鋼管杭に対して。でも、モーメントに対して圧縮側と引っ張り側が出てくるよね。

自重よりも引っ張り抵抗のほうが大きくなるんじゃないかな。引っ張りに対する設計は大丈夫なのですか。
- 68 -

○東北電力株式会社

それについては、当然確認しておりまして、大きな構造として、鋼管杭の山側にコンクリートで、まずその波力に耐えるようにしておりまして、波力をかけたところに、それぞれの鋼管杭の各部位の断面照査をしまして、十分余裕があるような設計をしております。
津波のときには、やはり気中に出ている分といいますか、鋼管杭の根本のところが一番きつくなりますので、そこのところでも十分余裕があるような設計をしております。
○座長

そのほかご質問ございますでしょうか。よろしいでしょうか。

それでは、以上で（２）津波（耐津波設計方針等）について、本日の議論を終了したいと思います。
皆様の貴重なご意見ありがとうございました。これで議事の（１）を終了させていただきた
いと思います。もし本日の説明をお聞きになって、改めてご質問等がございましたら、事務局までご提出いただければと思います。
その他につきましては、午前中に説明をしていただきましたので、割愛させていただきます。
それでは、そのほか事務局から何かございますでしょうか。
○事務局

次回の開催日は令和元年８月３０日金曜日、仙台市内の会議室、ハーネル仙台にて午

前１０時から開催いたしますので、どうぞよろしくお願いいたします。
○座長

それでは、次回は８月３０日に開催しますので、よろしくお願いします。そのほか、何か先生方からございますでしょうか。
それでは、特にないようでしたら、本日の議事を終了させていただきます。皆さん、ご協力
ありがとうございました。

４．閉
○司会

会
若林先生、ありがとうございました。それから、皆様方からの貴重なご意見、大変あり

がとうございました。
それでは、これをもちまして第１８回女川原子力発電所２号機の安全性に関する検討会を終了させていただきます。本日は大変お疲れさまでした。

- 69 -