資料５ 甲D498号証

伊方原子力発電所3号機の安全性
2016年9月
佐藤 暁

経歴• 1980年、山形大学理学部物理学科卒業。
• 1984年、ゼネラル・エレクトリック社原子力事業本部・日本法人入社。その後の在職期間中、主に国内運転プラントの検査、修理、改造、新技術開発、新設プラントの設計、建設、試運転を担当。
設計（機械）、解析（強度、耐震、事故）、製造、施工管理（工程、コスト、安全、品質保証、放射線）など全般に携わる。現地責任者（福島県・新潟県担当）、米国本社勤務（1999～2000年）。
• 2002年、退職（退職時の職位は現地プロジェクト日本統括責任者）。
• 2002年より、原子力コンサルタントを自営として始め、今日に至る。原子力関連の企業、電力会社、自治体、規制機関などに対し、海外（主に米国）のトラブル情報、規制情報、新技術に関する情報提供などの他、原子力発電所の現地業務、製造工場の実務支援、助言、研修講師などの業務を提供。
• 本意見書の作成に当たっては、上述の略歴のうち、主に2002年以降のコンサルタント業務を通して習得した知見（年5～10回の海外出張（主に米国）から収集した情報に基づき、原子力発電設備の安全問題に対する日本と他国との取組みの差異を分析、考察する機会が日常的にあったこと）が役に立っている。

2

全般的所感
四国電力は、短期間のうち一気に、過酷事故の現象について学習し理解を深め、対策技術についても膨大な情報を収集し、多くを実践に移している。一方、原子力規制委員会が制定した「新規制基準」にも、米国やIAEAなどの規制要件を広範に調査した跡が表われており、大変な努力の末の成果であった。筆者は、両組織によるそれぞれの努力に対して好感を懐き、敬意を表したい。関
係者の能力の高さも讃えたい。

しかし、これはおそらく当事者自身が最も痛感していることではないかと推察するが、日本の原子力安全における過去の後れは余りにも甚だしく、5年の年月を以てしても追付けない問題が多々残っている。
原子力規制委員会による審査は、「新規制基準」が創作ではなく蒐集の成果物だったため、自らが個々の要件の真意を十分把握していないところも少なからずあるように見受けられる。また、審査の滞りを再稼働の遅れの理由と思われたくないというのは、かつては米国においてさえあった雰囲気であり、やはり妥協も見受けられる。
他方、欧米、特に西欧の原子力安全に対する考え方や取組みには、異常と思える徹底した追究の精神が表われており、日本人的な社会通念は、これを持ち込む余地が全く無いように思える。世界水準の高さと、この先ギャップを詰めていくことの難しさを痛感させられる。
強大な自然現象には、四国電力が諸々の対策を講じ、原子力規制委員会がそれらを有効なものと認めた今もなお、軽々と一蹴してしまう威力があるように思える。今や、安全か否かが議論のポイントなのではなく、リスクを受入れるか否かではないのだろうかと考えさせられる。

3目次
第１ 立地上の問題
第２ 安全対策の問題
１ 福島事故の教訓
２ 福島事故の教訓の反映
３ 日本の安全対策の共通的な問題
４ 伊方原子力発電所の立地条件と地震ハザード
５ 伊方原子力発電所の安全評価の欠落点
６ 伊方原子力発電所の安全対策の短所
７ 伊方原子力発電所における事故評価の欠落点、事故対策の問題点
８ 伊方原子力発電所における安全目標の達成
4

第１ 立地上の問題

5

••
•
•

履歴
1988年： SS No. 50-C-S (Rev.1) Codeon the Safety of Nuclear Power Plants:
Siting
2003年： NS-R-3 Site Evaluation forNuclear Installations
2011年： 福島事故
2016年： NS-R-S (Rev.1) Site
Evaluation for Nuclear Installations

Safety Requirements の位置付け••••

自国の規制が確立されていない諸国においては、そのまま運用しても良い。
自国の規制が確立している諸国においても、適宜参照しても良い。
IAEA による審査の根拠として活用される。
立地場所の特異性により、該当しない事項も含まれているため、適宜取捨選択して活用する。
6• 原子力施設の立地の適否を評価するに当っては、以下の諸点を考慮すること。
a. 外部事象（自然現象および人的事象）による影響。
b. 放出された放射性物質が人と環境に影響を及ぼし得る立地場所とその環境の特徴。
c. 緊急時の対応に影響する可能性のある人口密度、人口分布、その他の所外の特徴、および個別的、集合的なリスクのついて評価する必要性。
• 以上の3点に関する評価の結果、不適切と判断され、摘出された欠陥に対して、設計、防護対策、手順書によって十分に補い得ない場合には、当該の設置場所は不適と見做される。

7

a. 外部事象（自然現象および人的事象）による影響。
• 地震、噴火、津波、強風、・・・• テロ
b. 放出された放射性物質が人と環境に影響を及ぼし得る立地場所とその環境の特徴。
• 半島、周辺の小島• 道路網（橋、トンネル）• 分水嶺、河川、湖沼• 空港、港湾、鉄道、幹線道路、工業団地• 飲料水、耕作地• 文化的資産、自然公園、行楽施設、海水浴場• 廃棄物、下水の焼却灰
c. 緊急時の対応に影響する可能性のある人口密度、人口分布、その他の所外の特徴、および個別的、集合的なリスクのついて評価する必要性。
• 人口の年齢別分布• 病院、医療・介護施設、学校• 避難道路の降雪、氷結、遮断• 政治・行政上の拠点（県庁、市町村役場）• 産業構造（農業、漁業、観光業）• 観光旅行者（外国人を含む）の避難• 避難所の確保、ホールボディカウンター施設• 複合災害に対する評価
8• 安全性に対する負担の要因に関しては、施設の稼働期間中の経時的変化、特に、人口増加や人口分布の変化についても考慮すること。
• 人口の年齢別構成• 新たな集客施設（観光・行楽地）• 避難道路の交通量の増加（通常時、ラッシュアワー時）• 総合的なリスクを許容できるレベルに低く抑えるための安全対策としては3つがある。
1）設計改良、2）防護対策の追加、3）手順書の策定である。ただし、前二者の採用が望ましい。
• 設計改良： 格納容器底部のスラブの嵩上げ、コア・キャッチャー、フィルター・ベントの追加など。
• 防護対策の追加： 防波堤の建設。竜巻対策。水密扉の設置。
• 手順書の策定： 可搬式設備による過酷事故対策。
9• 外部事象に関連したハザードを設定するにおいては、水理、水文、気象の諸条件との組合わせを考慮すること。
• 強風＋水理＋気象： 落雷を伴う暴風雨。所内、所外の道路冠水。
• 地震＋水文： 地震によって建屋の地階に亀裂が発生した場合には、地下水（泥流）が流入。
• 地震＋気象： 酷暑期、厳冬期、梅雨期においても地震が発生し得る。
• 津波＋気象： 低気圧、満潮時に津波が発生。

10• 周辺住民の緊急対応に及ぼし得る放射線影響について、人口分布、食習慣、土地利用、水利用などの実態も考慮して評価すること。
• 緊急時防護措置準備区域（UPZ）圏内の住民の水、食品の安全確保• 緊急時防護措置準備区域（UPZ）圏外の住民の水、食品の安全確保• この場合の米国の EPZ は半径50マイル（80km）として定義されている。

• 所内にある全ての原子力設備が同時に事故を経験する場合も考慮して防災計画を策定すること。
• 全号機• 原子炉＋使用済燃料プール
11

Regulatory Guide 4.7
General Site Suitability Criteria for Nuclear Power Stations
規制ガイド4.7
原子力発電所のサイト適正基準
C. 規制の立場
1. 地質学および地震学
原子力発電所の敷地として望ましいのは、地表または地表近くの変形が極めて起こり難く、敷地の近傍（半径8km（5マイル）以内）にある断層上での地震が極めて起こり難い土地である。
地表断層や褶曲（しゅうきょく）、断層クリープ、陥没（地盤沈下）、崩落など、地面の永久変位（変形）現象による影響を緩和することには、不確かさと困難が伴うことから、NRC職員は、当該の敷地に地面の永久変位（変形）の可能性が存在するときには、別の敷地を選択することが慎重であると考える。

12• 自然現象としては、観測データ、古文書、有史以前の情報も入念に収集して分析に供すること。
• 福島では手遅れ
• 噴火
• 活断層
• 一般に、外部事象に対する確率論的安全（リスク）評価（PSA/PRA）においては、然るべき確率論的ハザード曲線の活用が必要。
• 一様ハザード・スペクトルの策定• 津波ハザード曲線• 噴火ハザード・マップ
13

第２ 安全対策の問題

14

1.福島事故の教訓（1）
複合災害（自然災害と原子炉事故が重なった事故）だったこと• 福島事故： 地震・津波による災害と原子炉事故が同時に発生。
• 地震・津波が原子炉事故の対応を妨げる。
 大量の漂流物の散在、滞留水
 ポンプ、水源の損傷
 構内道路の破損
 頻繁な強い余震による作業の中断• 原子炉事故が地震・津波の復旧を妨げる。
 放射性物質による汚染のため、帰還が長期間にわたって困難。

15

東北地方太平洋沖地震によって損壊した福島第一原子力所構内の道路
16

2.福島事故の教訓の反映
自然現象（地震、溢水、強風など）に対する耐性の向上• 欧州：ストレス・テスト• 各ハザードに対する設計基準の設定が適正か• 各原子力発電所の設計基準に対する余裕が十分か• 米国：可搬式設備を主体とした追加対策（FLEX）• 自然現象に対するハザード評価と対策は1990年代に実施済• 火災、内部溢水、全交流電源喪失への備えは恒久的な設備改良として以前から実施済。
• テロ対策（B.5.b）も実施済• 日本：• 津波対策• ストレス・テスト• 可搬式設備による追加対策• 新規制基準による規制要件の全般的アップグレード
17

欧州

全文110ページ
全文231ページ

ストレス・テスト報告書
全文146ページ

全文210ページ
全文90ページ

全文136ページ

18

米国

19

津波・溢水対策

日本（四国電力・伊方）20火災防護・竜巻対策の強化

21

バックアップ電源の強化

22バックアップ冷却水の確保

23

過酷事故対策の強化

24

緊急対応訓練25

緊急対応訓練26

3.日本の安全対策の共通的な問題• 自然現象のハザードが依然大きな脅威。
• 事故の発生防止に関する安全評価が不完全。
• 事故の発生防止に関する安全対策が不十分。
• 不完全な安全評価、不十分な安全対策であるにもかかわらず、過度に楽観的。悪い状況への暗転を評価することも、その対策を講じることも本格的でない。
評価対策△（不完全）△（不十分）

成功△（過度に楽観）△（過度に楽観）

失敗

×（欠落）

×（欠落）事故の発生防止
事故の拡大抑制• 高い「安全目標」を掲げてはいるが、達成を評価する方法がなく、公正に評価した場合、未達成となる可能性が極めて大きい。
27

龍門原子力発電所（台湾 ABWR）に対するリスク解析の結果（PSARによる）
内部事象
外部事象
運転停止時
合計
2.25x10-7

CDF

停止時

2.25x10-7

1.00x10-9地震

3.14x10-66.80x10-9

火災

6.14x10-8< 1.00x10-10

溢水2.30x10-8

5.20x10-10台風

6.30x10-10< 1.00x10-10

3.45x10-6

8.32x10-9

合計

LRF

8.32x10-9

運転中
内部事象

外部事象

3.22x10-6

2.0x10-8

5.0x10-7

8.1x10-9

安全目標

3.45x10-6

1.0x10-5

5.3x10-7

1.0x10-6• 外部事象が、全リスク（CDF）の93％ を占めている。
• 地震が、全リスク（CDF）の91％ を占めている。
• 内部事象は、全リスク（CDF）の6.5％ を占めるだけ。

28

4.伊方原子力発電所の立地条件と地震ハザード• 立地上の不利な条件• 佐田岬半島全長に沿った中央構造線活断層。
• 厳しい地形と身体的負担の多い無理な防災計画。

• 地震リスクが過小評価である可能性• 基準地震動設定の非保守性。
• 一様ハザード・スペクトルの不確実性、非保守性。

• 狭い敷地、無理な造成• 事故対応の際に有効活用できる敷地内の面積が著しく狭く、プラント職員の安全についての懸念。
• 汚染水対策などの実行性に無理。

29

伊方原子力発電所

9,629人（平成27年国勢調査）

伊方町

30

米国の規制指針（RG 1.60） による応答スペクトルが1本あれば、Ss-1も、Ss-2-１～Ss-2-8 も包絡される。

RG 1.60

RG 1.60(650gal@0.03sec)(650gal@0.03sec)

31

一様ハザード・スペクトルの日米差• 年超過確率の低い（10-5～10-6）領域において、日本の原子力発電所は、非保守的になっていないのだろうか？
• 日本の原子力発電所の一様ハザード・スペクトルは、日本原子力学会（2007）に基づく。

10-3• 欧米では、10年毎に設計基準値の適正さの見直しを行うことにしている。
• 2007年以降、日本では、設計基準地震動を上回る地震が延べ4回発生。
（志賀、柏崎・刈羽、女川、福島第一）

10-4
年超過確率
10-5

ワッツ・バー
伊方ヴォーグルサマー

10-6
200400

600

800

1000

1200

1400

表面最大加速度（gal）
32

• 斜面を削り落とし、埋立て、整地して造成した狭い敷地。
• 汚染水タンクは、どこに建てるのか？
• 無風で気温の逆転現象が起こった場合、敷地内に高濃度の放射能雲が希釈されないまま滞留。
• 安全な活動拠点となるべき緊急時対策所は？
• 内部被曝を計測するホール・ボディ・カウンターは？
33

5.伊方原子力発電所の安全評価の欠落点• 原子炉事故リスクの現実• 直接的原因（安全系設備の損傷）よりも、間接的原因（非安全系設備の損傷によって誘発される安全系設備の故障）で起こる可能性が支配的。
• 非安全系設備の損傷は、地震によって多様、多重に起こり得るが、その評価がなされていない。

• 事故発生後のロジスティック• 安全な人員の移動、迅速な資機材の運搬も重要な要素。
• 傾斜面に建設された道路の崩壊、港湾設備の損壊による影響。

34

安全系 vs. 非安全系健全だった非安全系によって救（すく）われた事例• 1975年3月
ブラウンズ・フェリー1号機の火災は、復水ポンプ（非安全系）による原子炉への注水によって、炉心の冷却を確保できた。
• 2011年3月
福島第二は、津波によって所内非常用ディーゼル発電機（安全系）が全滅。辛うじて残った1回線のみの所外電源（非安全系）によって、最終除熱系統が復旧でき、過酷事故への進展が回避できた。
非安全系の損傷によって掬（すく）われそうになった事例• 1972年8月
クオドゥ・シティーズ1号機の主復水器循環水系配管の伸縮継手（非安全系）が損傷してタービン建屋が溢水。安全系設備に影響。
• 2002年7月
クオドゥ・シティーズ2号機の蒸気乾燥器が損傷し、破片の一部が主蒸気配管に入っているのが確認。隔離不能になる可能性を示唆。
35

原子炉事故は、非安全系の損傷によっても起きる
安全系
高リスク
低リスク

非安全系
✔

なぜ？
• 非安全系の損傷が安全系の故障を誘発• 非安全系の故障が安全系の故障と重複• 非安全系と安全系の共用系統の場合、非安全系側の故障が安全系側の性能を低下
代表例：
共通原因によって所外電源（非安全系）と非常用所内電源（安全系）を同時に喪失

36

変電所（A）

原子力発電所構内（所内）
プラント建屋
開閉所

変圧器

安全系
電源盤

送電線鉄塔

非常用発電機
送電線鉄塔
変電所（B）
潜在的な脆弱箇所

安全系
機器
（A）

安全系機器
（A）

安全系機器
（A）

安全系機器
（A）

安全系機器
（A）

37

たとえば、東北地方太平洋沖地震のときの各原子力の発電所の変圧器の場合
地震による変圧器内の冷却油面の揺れを圧力異常と感知して避圧器（放出管）が誤動作したケース• 東通、女川原子力発電所• 福島第一、第二原子力発電所• 東海第二発電所
女川原子力発電所の場合（主変圧器、起動変圧器、所内変圧器）• 1号機 x4
• 2号機 x7
• 3号機 x3
女川1号機の場合• 3月11日 主変圧器 x3 起動変圧器 x2• 4月7日 主変圧器 x2
所内変圧器 x1

38

強力な竜巻によって、複数の回線を同時に喪失（米国）39地震（福島第一原子力発電所構内）

アイス・ストーム

磁気嵐（イメージ）40

安全設備と原子炉事故の関係
通説
原子炉事故は、安全設備の損傷や故障によって起こる。

本当？
41

キャロウェイ原子力発電所（米国PWR）の炉心損傷頻度の内訳

内部溢水
所外電源喪失60％

タービン・トリップ

42

龍門原子力発電所（台湾 ABWR）の内部事象CDF（2.25x10-7/炉年）の内訳

大LOCA（S0）
小LOCA（S2）タービン・トリップ（TT）
停止操作（TM）
中LOCA（S1）

給水系喪失

所外電源喪失43

龍門原子力発電所（台湾 ABWR）の地震によるCDF（3.14x10-6/炉年）の内訳

原子炉停止
操作不能

全交流電源喪失• 所外電源喪失• 所内電源喪失
44

安全設備と原子炉事故の関係
通説
原子炉事故は、安全設備の損傷や故障によって起こる。

このことは、設計基準地震動に対する安全系設備の評価のみを行っても、地震リスクの全容を把握できないことを意味する。

現実
原子炉事故は、非安全系設備の破損が安全設備の故障を起こすことで起こる。
45

地震による同時多重損傷の評価方法例（概念）
地震の強さ（上段：設計基準の倍数、中段：年超過頻度）
0.32

0.6

11.1

1.7

10-310-4-10-5

10-6210gal

390gal650gal700gal1100gal

安全系機器（A）の損傷

〇

〇

〇

〇

〇

安全系機器（B）の損傷

〇

〇

〇

〇

×

安全系機器（C）の損傷

〇

〇

〇

×

×

安全系機器（D）の損傷

〇

〇

〇

×

×

非安全系機器（a）の損傷

〇

〇

〇

〇

×

非安全系機器（b）の損傷

〇

〇

×

×

×

非安全系機器（c）の損傷

〇

××××

緊急時対策所の損壊

〇

〇

〇

〇

×

火災の発生

〇

〇

〇

〇

×

内部溢水の発生

〇

〇

〇

××

プラント職員の負傷

0％

0％

10％

20％

30％

余震等による作業の遅れ

0％

25％

2倍

3倍

5倍

地震による影響46

6.伊方原子力発電所の安全対策の短所• 主観的判断と手動操作に依存（⇔自動化）• 移動式仮設資機材に依存（⇔恒設）• 動力、人力に依存（⇔パッシブ）• 地震による同時多重損傷（建屋内外に設置された耐震性の低い機器、構造物の損傷、貯水タンクの倒壊、火災、溢水など）、負傷者の発生、仮設資材の運搬道路の損壊、余震の影響、テロリストによる妨害や脅迫が考慮されていない。
• 第三世代炉の設計では、大幅なパッシブ化が図られている。
• プラント職員による人的対応のクレジットには、かなりの制限が課せられている。
47

全電源喪失（SBO）時のバックアップ電源（米国ABWR）
2分以内で自動起動する恒設のガス・タービン発電機（可搬式はその次段のバックアップであるべき）48

西欧原子力規制協会（WENRA）による既設炉用安全参照レベル（福島事故の教訓を反映して更新され2014年9月24日発行）
パッシブ性と、運転員による人的対応の機敏敏速さへの依存に関する考え方（1）T5.3 設計基準事象に対する防護の概念は、以下であること。
（a）設計に裕度を与えるため適度な保守性を加味すること。
（b）合理的に実行可能な限り、主にパッシブな手段によること。
（c）設計基準事故への対応手段が、設計事象の間もその後も維持できるものである。

49

パッシブ性と、運転員による人的対応の敏速さへの依存に関する考え方（2）E9.3 安全機能の作動と制御は、自動によるか、事象の発生から30分以内は運転員の対応を要しないパッシブな手段によって働くものでなければならない。事象の発生から30分以内に運転員の対応を要する設計にあっては、その正当性がしめされなければならない。（注28）（注28） 制御室の運転員には、事態を把握し対応を取るための十分な時間が与えられること。
事象発生後30分以内に求められる対応については、文書化された手順書があり、シミュレーターを使って定期的に演習が行われなければならない。
50

第三世代炉の設計におけるプラント職員の自助努力に対する担保のあり方（EUR Rev. C 2001年4月 Chapter 2.1 Safety Requirements (Part 1)）

設計基準事象2、3、4及び、設計拡大条件における放出目標の達成は、中央制御室からの運転員による操作にあっては事故発生から30分以内、中央制御室以外から操作にあっては1時間以内、依存しないこと。
以下の時間内においては、所内の可搬式軽量機器に依存しないこと。
• 炉心損傷防止のための対応にあっては、事故発生から6時間。
• 格納容器の保護にあっては、事故の発生から24時間。
• 設計基準条件にあっては、事故の発生から72時間。
51

格納容器の設計においては、過酷事故の始りから12時間は、運転員の対応がなくても、どのような過酷事故に対しても、これに耐え得るものであること。
ただし設計者は、この耐久時間を24時間に延長することを目指すこと。

52

第三世代炉

オルキルオト3号機（フィンランド） EPR

クダンクラム（インド） AES-92

建設中（2014年7月）

海陽1号機（中国） AP1000

2014年12月31日商用運転開始

53

AES-92

パッシブ型フィルター

パッシブ型の除熱装置

54

EPR
フィルターベント

コアキャッチャー

格納容器非常用
熱除去系統（x2）55

コア・キャッチャーの原理① 高温で弁が開き、IRWSTの水がコア・キャッチャーの底部裏側のチャンネルに流れて除熱する。水は、IRWSTと同じ水面なるまで流れ続け、直に周囲から溢れた水が溶融物の上に落ちて水没させる。

Framatom ANP, Inc 資料より

② 水は蒸発して格納容器内を充満。
ただし、最初の12時間は、格納容器の圧力が設計圧力以下。その後、スプレーを作動させて格納容器は減圧される。

56

運転プラントに対しても・・・
フェッセンハイム1号機（PWR 880MW）• ベースマットの厚さが1.5mしかな
く、炉心溶融物が接触した場合、約1日でメルトスルー（貫通）してしまう。他のプラントのベースマッ
トの厚さは3～4m。
• フランスの規制機関（ASN）が、2013年6月30日までの完了期限付きで補強を要求。
• 事業者（EDF）は、ベースマットを50cm厚くし、さらに80m2のコア・キャッチャーを設置する工事を期限まで完了。

57

AP1000

パッシブ方式の格納容器の除熱（72時間）
IVR（In-Vessel Retention）により、コアキャッチャーは不要。

58

制御室の非常用空調にもパッシブ化を取り入れ• 清浄な圧縮空気が充填された32基のタンクを備え、• 非常時には、72時間放出し続け、室内を正圧に維持可能。

59

7.伊方原子力発電所における事故の拡大抑制に関する評価と対策の問題点• 過酷事故対応が奏功しない場合の評価をしていない。（米国では実施。）• 直流電源の喪失、安全弁の開固着、主蒸気隔離弁の閉動作故障など、現実に過去発生した事象の発生を考慮せず、そのことのもたらす過酷な事象（TISGTRなど）について、事故進展解析を行っていない。（米国では実施。）• 溶融炉心・コンクリート反応（MCCI）に対する評価と対策を行っていない。
MCCIへと進展した場合、大量の放射性粉塵が発生。（フランスでは実施。）• 緊急時対策所の設備能力が不十分。
• 特定重大事故等対処施設（特重施設）の見通しがない。各建屋から100m以上の離隔の要件を満たす地点が、敷地内に確保できるのか疑問。
• 所内での自力対応が限界に達した後の支援体制がない。（米国、フランスでは整備済み。）
60

SOARCA における同時多発損傷の考慮（サリー原子力発電所）
地震による影響

地震の強さ（上段：頻度、下段：加速度）
HCLPF

1～2x10-5/炉年

1～2x10-6/炉年

0.16g

0.3～0.5g

0.5～1.0g

非常用ディーゼル発電機

〇××

直流電源

〇〇×

非常用復水貯蔵タンク〇〇×

一次冷却系配管

〇〇

〇

所外電源

？

××

LT-SBOST-SBO発生し得る事故の種類

SOARCA における事故進展解析の対象（サリー原子力発電所）
事故モード

発生頻度（/炉年）

人的対応の担保ありなし

LT-SBO

2x10-5〇〇

ST-SBO

2x10-6〇〇

ST-SBO+TISGTR

4x10-7-〇

IS-LOCA

3x10-8-〇61

米国で評価されるTI-SGTRのシナリオ
逃し弁開固着

正常運転時

蒸気発生器

又は、主蒸気隔離
弁閉止不能タービンへ熱交換細管
高温クリープ
破断

原子炉容器
給水系

メルトダウン

冷却材ポンプ62サリー原子力発電所（電気出力799MW）の原子炉内に、運転停止直後に内蔵されている放射性物質の量（希ガス、ヨウ素、セシウムのみ記載）

事故から4日後
事象

事故から48時間後環境に放出される放射性セシウム（Cs-137）

ST-SBO/TI-SGTR

0.007

2,135TBq

IS-LOCA

0.02

6,100TBq

事象

環境に放出される放射性ヨウ素（炉心内蔵量に対する比率）

I-131

LT-SBO

0.003

8,340TBq

ST-SBO

0.006

16,680TBq

ST-SBO/TI-SGTR

0.009

25,020TBq

IS-LOCA

0.158

439,240TBq

63

ST-SBO + TI-SGTR が発生した場合の放射性物質の放出64

IS-LOCA が発生した場合の放射性物質の放出658.伊方原子力発電所における安全目標の達成• 自然現象の脅威だけに注目しても、安全目標達成を示す信頼できる計算的根拠がない。
 炉心損傷頻度（CDF） 10-4/炉年
 100TBq（Cs-137）を超える放出事象の発生頻度 10-6/炉年• そのような計算モデルの統一化に関する議論さえない。
たとえばCDFに対しては

CDF = Σ∫（ある自然現象がある規模で発生する頻度）x（炉心損傷確率）∫： 炉心損傷確率0から1までの範囲に対する積分
Σ： 該当する自然現象の全種類（地震、津波、・・・）に対する積算• 正当な評価をした場合には、達成が相当困難なはず・・・。
66

地震による CDF の求め方（概念）
現象の発生頻度

損傷の発生頻度リスク

損傷（破壊）確率

回/年

1.0
0.8

1/100

相対分布

×

0.6

1/1,000=0.4

1/10,000

0.2

1/100,000

（小）

現象の規模

（大）

（小）

現象の規模

（大）

（小）

現象の規模

パクシュ原子力発電所（ハンガリー）の地震リスク（設計基準地震動=0.25g）
地震加速度の幅（g）
下限
上限
0.07
0.10
0.10
0.15
0.15
0.22
0.22
0.32
0.32
0.48
0.48
0.70
0.70
1.00
合計

発生頻度
（回/年）
2.69x10-3
1.08x10-3
3.16x10-4
8.71x10-5
2.35x10-5
4.76x10-6
8.99x10-7

損傷確率1.36x10-5
9.54x10-4
1.19x10-2
0.112
0.966
1.00
1.00

炉心損傷頻度（/炉年）
3.66x10-8
1.03x10-6
3.75x10-6
9.97x10-6
2.27x10-5
4.76x10-6
8.99x10-7
4.31x10-5

寄与率
（%）
0.08
2.39
8.69
23.14
52.57
11.03
2.09
100.0067（大）運転中における地震による全CDF（3.14x10-6/炉年）の内訳（龍門原子力発電所: 設計基準地震動 = 0.3g）

68同じような手法を、たとえば某原子力発電所の火山の噴火リスクの評価に適用した場合には、次表のようになるかもしれない。
CDFの分布
噴火の規模
炉心損傷頻度
噴火の頻度
炉心損傷確率
（％）
（VEI）
（/炉年）
40.01
1x10-58.3
1/1000年
50.1
5x10-541.7
5/10,000年
60.25
5x10-541.7
2/10,000年
71
1x10-58.3
1/100,000年
1.2x10-4100
合計• 同じ概念は、台風、竜巻、津波など、他の自然現象に対して適用される。
• 設計基準地震動などの設計基準値は、安全系設備の耐久性に対する最低基準であり、過酷事故である炉心損傷や格納容器破壊の発生頻度を評価するにおいては、設計基準値を上回る規模に対する評価も必要になる。設計基準値が、安全評価の上限値というわけではない。

69ハザード曲線の修正によるインパクト現象の発生頻度

損傷の発生頻度分布と リスク（面積）

損傷（破壊）確率

回/年

1.0
0.8

1/100×0.6

1/1,000=

0.4

1/10,000

0.2

1/100,000

（小）

現象の規模

（大）

（小）

現象の規模

（大）

（小）

現象の規模

一様ハザード・スペクトルや他の自然現象に対するハザード
曲線が修正されると、リスク（炉心損傷頻度、格納容器損傷頻度）が急増する可能性がある。

現に、
70（大）

地震の炉心損傷発生頻度（CDF）に及ぼす寄与は、一様ハザード・スペクトルの設定によって、大きく左右される。
米国では、電力研究所（EPRI）とローレンス・リバモア国立研究所（LLNL）による2種類の一様ハザード・スペクトルが使われており、いずれを採用するかによって、CDF の値が大きく異なる場合がある。
プラント名

適用する一様ハザード・スペクトル

差異

EPRI

LLNL

STP

1.90x10-7

2.20x10-5

116倍

Seabrook

1.20x10-5

1.30x10-410.8倍

Nine Mile Point 2

2.50x10-7

1.20x10-6

4.80倍

Cook

3.2x10-6

1.00x10-5

3.13倍

TMI-1

3.21x10-58.43x10-5

2.63倍

Salem

4.70x10-6

9.50x10-6

2.02倍

Indian Point 3

5.90x10-5

4.40x10-5

0.75倍

Haddam Neck

2.30x10-4

1.50x10-4

0.65倍

もし将来、日本原子力学会（2007）の一様ハザード・スペクトルが、厳しい方向に修正されることがあれば、国内の原子力発電所の CDF が引き上げられることになる。
71

ありがとうございました。

72

四国電力、原子力規制委員会へのメッセージ
1948年頃、米国が初めて原子炉施設の周辺に対する立入禁止区域の境界を設定しようとしたとき、D （マイル）= 0.01√P（キロワット）という式が提唱された。これは、大型の原子炉にはとても不都合だった。（因みに、この式を伊方3号機に対して当て嵌めると半径 約27km にもなる。）
この不都合を避けるため格納容器が導入され、1962年、起こり得る最大の事故（MCA）が新たに定義され、立入禁止区域が大幅に縮小された。追って日本では、この米国の MCA が、起こり得ない仮想の事故 と言い換えられた。
福島事故は、MCA を上回る事故だった。つまり、日本では単なる空想に過ぎなかったあり得ない事故が現実に発生したことになるのだが、真実はもちろんそうではない。私達が、不都合な余り勝手に起こらないことと決めていた事故が起こってしまっただけのことである。
Stay Unsatisfied! Stay Worried!
四国電力にも原子力規制委員会にも、都合の良い納得と安心をされてしまっては困る。一般市
民の中で最も心配性な市民よりもさらに心配性な職員がそれぞれにいて、そのような職員が勇気を持って発言してくれることを願いたい。当事者であるが故の難しさもあるだろうが、外にいる私達の声よりは、遙かに届き易いのだから。いわゆる「世界最高水準」に達したなどとはあり得ない。そのような危険思想は、どうか棄てて頂きたい。

佐藤 暁73