第３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

平成２７年２月１０日（火曜日）
午後１時００分から場

所

パレス宮城野

２階

はぎの間

１．開
○司会

会
まだ到着していない先生がおりますが、時間になりますので、ただいまから第３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

開催に当たりまして宮城県原子力安全対策課の阿部課長から挨拶を申し上げます。

○原子力安全対策課長

本日は皆様には大変お忙しい中ご出席をいただきまして、ありがとうございます。
昨年１２月に開催いたしました第２回目の会議では多くのご意見を取りまとめ、論点として精査していただきました。また、先月１６日にはお忙しいスケジュールの合間を縫って女川原
子力発電所の視察にご参加いただき、ありがとうございます。視察で得られました知見につきましては、今後の会議の中で生かしていただけましたらと考えております。
さて、３回目となります本日は、前回の会議で鈴木先生から今後の進め方や検討の仕方についてご提言がございました。今回、検討いたしました内容を事務局からご説明申し上げますので、ご議論いただき、今後の検討会の進め方等に反映していただければと考えております。
また、本日は論点一覧の内容のうち記録不備に係る部分と規制委員会の進展等に合わせまして現時点で検討できる部分について、東北電力からの説明、そして委員の皆様方による検討を予定してございます。皆様には忌憚のないご意見を賜りたいと考えておりますので、よろしくお願い申し上げまして私からのご挨拶とさせていただきます。本日は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いたします。よろしくお願いいたします。

３．議事（１）第２回検討会で出された意見について○座長

それでは、早速議事に入らせていただきます。初めに、（１）第２回検討会で出された意見についてですが、事務局から説明をお願いいたします。
○事務局

県の原子力安全対策課長の阿部でございます。それでは、前回出されましたご意見について、事務局での検討状況について、座って説明をさせていただきます。
まず、前回の検討会でございますが、鈴木委員から本検討会におけます論点の取り扱いと議- 1 -論の進め方についてご意見をいただきましたので、それについての事務局の対応についてご説明させていただきます。
いただいたご意見は、「丁寧に説明をすれば必ずしも詳細な議論をしなくても了解できる項目やこの検討会として東北電力として今後の基本方針に関わる問題として、各委員の意見を十分に聞いて、そして、新たに提案すべきと考えられる項目もあると思う。また、全項目の中で個別に検討すればそれで終わるものと、相互に関連していて複合的な課題として議論すべきものがあるように思う」というものでございました。この趣旨を確認させていただきましたが、８５個のご質問、ご意見等について東北電力から一つ一つ個別に説明、回答してもらい議論を進める方法よりも、関連した内容をまとめて説明してもらい、関連する論点や課題との対応や内容の重軽を考慮しながら検討していく方法のほうが議論が深まるというご提案だったと理解しました。鈴木先生、これでよろしかったでしょうか。
○鈴木委員
○事務局

結構でございます。
事務局といたしましては、これを受け論点の整理の仕方や説明の方法などについて再検討をさせていただきました。資料１を御覧いただきたいと思います。
こちらにございます表ですが、資料１の別紙、Ａ３でございます。こちらのほうには前回までの論点一覧にあるご質問やご意見等、関連する内容や国の審査項目等をベースに、資料１の項目に再分類をしたものでございます。分類は１、東日本大震災後の施設の健全性について、
２、新規制基準適合性審査申請について、それから３、裏面になりますが、その他となっております。皆様からいただいたご意見、ご質問等はおおむね国の審査項目を網羅しておりますので、この中にある網かけしております項目を１つの単位、論点として東北電力に説明を行っていただき、そこに含まれる関連した複数の課題やご意見、ご質問等について、あわせて皆様にご確認や検討を行っていただくという進め方を事務局から提案したいと考えておりますが、いかがでしょうか。
なお、前回までの説明を受けて特に論点としていない項目、こちらのほうですと内部火災や事故対応の基盤整備などというものがございました。これらにつきましても今回の変更許可申請に係る部分は全て東北電力から説明をいただき、委員の皆様にご確認をいただければとお願いする次第でございます。したがいまして、論点は再整備の結果、１の（１）から（７）まで、２の（１）から（９）まで、３につきましては（１）から（３）ということになりますので、計１９の論点というふうに再整理をしてはいかがでしょうかとご提案をさせていただきます。
ご検討のほど、よろしくお願い申し上げます。
- 2 -

○座長

ありがとうございました。委員の皆様、ただいま事務局から説明ありましたが、論点を資料１のように再分類し、論点の項目ごとに議論を進めるということでよろしいでしょうか。
皆さんのご意見をいただければと思います。鈴木先生、お願いします。
○鈴木委員

鈴木でございます。要望に大変的確に応えていただきまして、整理をしていただいたことにまずお礼と敬意を申し上げたいと思います。私が考えていた以上に非常に精細に整理をなさっているので、基本的にこれで進めていただければいいと思いますけれども、しかし、
一応このご提案どおり進めるにしても、この委員会での議論によってはまた新たな課題あるいはこの問題と関連するものも出てくるかと思いますので、あまりこれをリジットに捉えないで、
基本的にベースにするというようなふうに私は受けとめさせていただきました。お礼と、それからお願いをさせていただきます。どうもありがとうございました。
○座長
○事務局

事務局のほうはそれでよろしいでしょうか。
はい、結構でございます。皆様方のご議論の進み方によっては新たな論点も出てくると思っております。それから、ご検討の中では幾つか、またがるものがさらに深まって出てくる可能性もございますので、そちらのほうは先生方のご確認のしやすいようにご検討をいただ
いて、我々はそれを十分に拝聴させていただくということで結構でございます。どうぞよろし
くお願いいたします。
○座長

では、長谷川先生、お願いいたします。

○長谷川委員このようにまとめていただいて、議論が進めやすくなったと思います。ただ、ここで先ほど阿部課長さんがおっしゃったように、項目をまたがるものなど、いろいろなものがあると思います。それからもう１つ別の視点からのもの、例えばヒューマンエラーだとか、あるいは、これは女川２号機では稼働し始めて２０年ですからまだ問題になるわけがないとは思いますが、高経年化に関することなど、それらを適宜織り込んでやっていただければと思います。それだけがコメントです。
○座長

そのほか先生方からご意見ございますでしょうか。よろしいでしょうか。それでは、この会議における検討は資料１の論点項目ごとに行うこととし、東北電力で準備が可能な部分か
ら順次検討を行ってまいりたいと思います。
それでは、以上で議事（１）を終了させていただきたいと思います。

（２）各論点の説明・検討○座長

それでは、（２）の論点の説明・検討に移ります。東北電力株式会社から説明をお願い- 3 -したいと思います。
○東北電力株式会社

東北電力の原子力部の増子でございます。委員の先生方にはいつも貴重なご意見を頂戴しておりまして、改めて感謝申し上げたいと思います。女川原子力発電所の安全性向上にしっかりと反映させてまいりたいというふうに考えてございます。
さて、本日は地震後の設備健全性確認の点検記録、それから、新規制基準適合性審査申請のうちの重大事故対策についてご説明させていただきます。
まずは、地震後の設備健全性確認点検の記録についてでございますけれども、先週の２月４日でございますけれども、原子力規制委員会の定例会のほうで今年度の第３四半期の保安検査の報告がございました。その中で、女川原子力発電所の２号機の地震後の設備健全性確認点検の記録の不備に係る状況についても報告されました。これにあわせまして私どもも点検記録の再確認結果について公表させていただきました。
女川原子力発電所の地震後の設備健全性確認点検につきましては、昨年９月でございますけ
れども、９月に行われました国の保安検査におきまして点検記録について不備があるという指摘を受けまして、保安規定違反の「監視」という判定を受けました。これを踏まえまして、記録全数について再確認してまいりました結果、同様の事案は確認されていないところです。
今回の記録不備に関しましては、地域、県民の皆様に、そして関係者の皆様に大変ご心配、ご迷惑をおかけいたしまして大変申しわけなく、この場を借りてお詫び申し上げます。点検記
録の不備につきましては重く受けとめまして、経営層も含めた全社的な体制によりまして詳細な原因分析を進め、再発防止対策に含めた仕組みづくりを行ってまいりたいというふうに考えてございます。
それでは、点検記録の再確認結果の内容などにつきまして小笠原より説明させていただきます。よろしくお願いいたします。
○東北電力株式会社

それでは、東北電力原子力部の小笠原と申します。資料の２に基づきまして地震後の設備健全性確認に係る説明のほうをさせていただきたいと思います。
この資料につきましては、先ほどの資料１、論点１、震災後の健全性確認という論点の中の（３）記録不備と、具体的論点としてはＮｏ．２６から３０ということに対応した資料となってございます。
地震後の設備健全性確認の記録不備の件につきましては、２号機の状況を整理して公表しているというような状況でございまして、先ほども申しましたとおり原因分析につきましては現在詳細な検討を進めているというところでございますので、この論点についての個別具体的な- 4 -対応につきましては改めて整理いたしましてご説明させていただきたいというふうに思いますので、この場につきましてはまず現時点までわかっている状況ということでご理解いただけれ
ばというふうに思います。
前置きはここまでにいたしまして資料のほうを説明させていただきたいと思いますが、まず、具体的な説明の前に地震後の設備健全性というのはどういうことをやってきたかということを改めて説明させていただきたいというふうに思っておりますので、後ろのほうをめくっていただきまして２２ページでございます。参考の２という資料がございますので、まずこちらをごらんいただきたいというふうに思います。
こちらの資料は地震後の設備点検の全体像ということでございまして、一番上のバーチャー
トにつきましては、これは２号機定期点検を都度都度繰り返しながら運転してきたと。それに３・１１東日本大震災を定検中に震災を受けまして、その青いバー、地震後の設備健全性確認、
特別な保全計画というものをつくりまして点検に入っているという状況でございます。
しからば、健全性確認というのはどういう内容かというのは、この点線で吹き出しが書かれておりまして、下に大きく図が出ております。大きく分けますと、フェーズ１、２、３と３つのフェーズに分かれておりまして、フェーズ１というものは停止中に実施するものということ
で、プラントの起動前までの段階と。フェーズ２につきましては、プラントを起動してから定格運転でのある程度の試運転までやっていく起動段階での実施と。その後、総合負荷性能検査ということで、国の定期検査での最終検査を受けた後、運転しながらの健全性確認を続けていくのがフェーズ３と。今回の点検につきましてはフェーズ１の中の現在というところで点線を引いておりますが、基本的には停止中に実施できるものについてはほぼ終了ということでございまして、注記で書いておりますが、プラントの系統復旧、プラントの起動準備に合わせましてタービン系ですとか駆動機系、それらを系統を復旧しながら試運転しながら機能検査していくという項目はありますが、停止中にできるものはほぼやっているというような状況でございます。
次のページ、２３ページでございますが、先ほど特別な保全計画というような用語が出ておりますので、そちらの用語の解説的なところになりますが、この地震後の健全性確認の法的な位置づけになります。法律的には実用炉規則の第８１条第１項というところに原子力発電所の保全に関わる規定がございまして、その中で原子炉の運転を相当停止する場合、あるいはその他原子炉の施設が特別な保守管理を行う場合、特別な状態にあるというような場合には特別な措置を講じることという要求がございまして、今回の場合には地震で基準地震動を超えたとい- 5 -うところもございまして、広範囲な機器に対して追加的な地震後の点検が必要だという判断をいたしまして、特別な保全計画というものを平成２３年８月に届け出をして点検を開始しているというものでございます。
次のページ、２４ページに参ります。
こちらにつきましては、具体的にどういうものが点検の考え方でやっているかということでございますが、詳細は割愛させていただきますけれども、機器系統のほうにございますとおり、こちら設備点検という実際に設備を見に行くものと、あと、地震の応答解析ということで耐震の評価、シミュレーション評価をするもの、こちらを２つ組み合わせて両面から点検をしていきまして、何かしら追加点検、詳細点検が必要な場合には必要に応じて追加点検をやりながら健全性を確認していくということで、現在はこの系統レベルの点検評価で、下の欄の前の機器
レベルの点検評価の範囲というところがございますが、これの中の基本点検というものを実施している段階というふうに概ね見ていただければよろしいかと思います。
続きまして２５ページですが、これは地震後の健全性確認の全体像ということで、機器ごと、
建物、それぞれどういったものをやっているか、機器であれば全設備を対象にやっていますとか、建物につきましては主要な建物については点検をしていると、こういったようなところを記載してございます。
具体的にどんなイメージでの点検かといいますのが２６ページでございまして、現在までやられている基本点検と呼ばれている点検の内容の例をここに記載しております。これは横型のポンプの例でございまして、例えば電動機あるいはポンプあるいは基礎部といったところを主に目視点検、こちらを主体的に、必要に応じては抵抗測定あるいは漏えい試験などもやりながら現状の地震後の状態を確認しているというのが設備点検の内容でございます。
以上がこういったような点検をしてきているというような説明でございますが、これの点検
記録をずっとつくってきているわけでございますが、これに対して不備が見つかったということで、今回の記録不備の説明に入らせていただきたいというふうに思います。資料につきましては下のページの３ページのほうをごらんいただきたいと思います。
こちらにつきましてはこれまでの経緯が書かれておりまして、先ほどご説明いたしましたと
おり９月の平成２６年度第２回保安検査におきまして記録の不備が確認されまして、監視との判定を受けました。その後、全社的な体制を構築しまして原因分析と再発防止対策の検討を進めている状況でございます。今回につきましては２号機の点検記録全数につきまして再確認した結果につきましてご報告したいというふうに考えております。
- 6 -なお、予め計画されていた点検というものにつきましては、この記録確認の作業にあわせまして全部確認をしておりまして、計画された点検に対して全て実施されているということにつきましてはあわせて確認をしているという状況でございます。
具体的には次の４ページのほうをおめくりいただきたいというふうに思います。こちらにどういうような記録の不備がどの程度の件数出ているかというものをまとめた資料でございます。
これが再確認結果の概要ということで書かせていただきました。
この表の見方でございますが、（１）から（７）までが記録不備を７項目類型化したものでございます。それぞれに対して右手のほう、括弧書きで件数を記載してございます。これに対しまして、さらに事案の特徴を踏まえまして、我々として点検結果の記載に不備がある事案と点検結果の不適合管理に不備がある事案、それとあと、上記以外に品質の観点から改善が必要な事案、こういった大きな３つのくくりに特徴を見まして分けてございます。
まず、点検結果に不備がある事案２０７件というものがございますが、これ中身は（１）ということで構造的に存在しない構成部位等の点検が記録上実施されている事案ということでなってございまして、個々の中身につきましては具体的な事例をお見せいたしまして、次のペー
ジ以降ご説明したいと思いますが、まず全体像としては（１）が２０７件と。
その次に点検結果の不適合管理に不備がある事案というものがありまして、ここで不適合管理という品質管理上の少し特殊な用語を書いてございますので、欄外のほうに注記をしてございますので、まず欄外のほうをちょっと見ていただきたいというふうに思います。
不適合というものはどういうものかということが一番最初に書いてございまして、機器が基準どおりの状態にない、あるいは業務の進め方がルールどおりになっていない、こういったよ
うな通常じゃない状態を不適合というふうに定義してございます。その不適合管理というもの
はそれをどう管理するかということでございますが、これは不適合の状態に応じまして機器の調整保守あるいは業務の進め方、ルールの誤り訂正、これは直接対応すると。さらには、再発防止と、あるいは類似機器、類似業務への水平展開というものを検討していくと。これは書式的な検討を行っていくということで、さらにその実施状況の管理も含めて不適合管理というふ
うに品質保証上の用語で呼んでおります。
これに関係する事案としまして（２）と（３）ということで、（２）と（３）につきましてはその点検が次工程、次の点検工程に進める必要があった事案とそうする必要がない事案ということで分かれておりますが、内容的にはいずれも同等なような内容になってございまして、それぞれ２３件、１１４件、合計で１３７件ということになってございます。
- 7 -これら以外に記録の品質の観点から改善が必要な事案ということで（４）から（７）、訂正、
当社確認済みのものを協力企業が後で訂正した事案あるいは記録と現場の銘板データというものが異なっていた事案、それとあと（６）ということで記載漏れの事案、（７）ということで訂正方法がルールに則していない事案と。こういったものがそれぞれ１６３件、３９２件、１，
１２３件、２，１６１件とありまして、合計として３，８４４件。これ３分類全て合計しますと４，１８８件という状態になってございます。
続きまして、これらの（１）から（７）につきまして個別にどのような事案であったかということをご説明していきたいというふうに思います。
５ページ目、事例の１ということでございまして、これは（１）の事案でございます。この記録のイメージというところをごらんいただきたいというふうに思いますが、これは弁の外観
点検の記録のフォーマットのイメージ図になってございます。今回の点検では点検対象の弁が非常に多いということもございまして、通常点検とは違うような様式、このような弁を縦に異なる弁の型式と書いておりますが、弁を縦にずっと並べまして、横に各弁に必要な点検項目を網羅をしまして、最大公約数で横軸に点検項目を並べていたと。こういったような書式をつく
りましてチェックをしておりました。
そのために例えば逆止弁、「△△逆止弁」と、あと一番下に「○○逆止弁」。誤りがあった
ものは開度計というものでございまして、本来であれば上のほうにありますように斜線等で必要でない点検項目については斜線で識別をしておけばよかったというところでございますが、今回のところでございますと下の赤というところで開度計というものがない弁でございました
が、本来斜線を引くべきところを誤ってレ点を入れてしまったということでございます。
表題に構造的に存在しない構成部位というふうにありますが、逆止弁そのもの、点検すべき
機器そのものがないのに点検記録がつくられたというものでは決してございませんで、逆止弁の中に開度計という部品がないにも関わらず誤ってチェックを入れてしまったというような事案でございます。
次、６ページをごらんいただきたいと思います。
これは事案の分類で（２）、事例の２、点検結果が否にも関わらず不適合管理を実施せずに次工程に進めた事案。記録のイメージをごらんいただきたいと思います。これは基礎ボルトの点検でボルトの状況を書いていくということでございます。その吹き出しのほうに点検対象機器というものがありまして、そこに足を床に基礎に固定するボルト、そちらを基礎ボルトというもので、実際の基礎ボルトとその上に袋ナットというものと２つナットがついていると。今- 8 -回の場合には袋ナットのほうに緩みがあったということで、この袋ナットにつきましてはねじ山の保護が目的だということで、基礎のボルトの機能には影響はないというふうに判断いたし
まして次工程の漏えい点検というものに進んでいったという事案でございます。
緩みがあったために記録に否と記載をいたしましたが、実際には袋ナットにつきましては増し締めということで締め直しすれば対応可能ということで、簡易補修で対応可能な軽微な所見になるというふうに判断いたしまして、不適合管理は不要ということで行っておりませんでした。なお、括弧書きのところに別途管理台帳に集約して報告済みと。
この辺の判断あるいは事情につきましては、事案の３の後で不適合管理につきましてなぜこ
ういう判断をしていたのかということをさらに追加でご説明したいというふうに思いますので、後で説明をいたします。
続きまして、（３）でございます。（３）記録のイメージというものをごらんいただきたいと思います。こちらは計器の試験結果でございます。図のほうにございますが、「○○差圧計」というものがございまして、判定基準が誤差の判定基準といたしましてはばらつきプラス
マイナス３％と。これに対しまして実際に出た値がマイナス５％ということで判定基準値を超えておりますので、否というふうに記載をしたと。
ただし、下の吹き出しのほう、グレーのハッチングのところに記載しておりますが、簡易補修、これと同じように計器の校正等で対応が可能だということで不適合管理不要と判断したものでございます。
このような（２）、（３）の事案につきましてもう少し詳細にその中身につきまして説明させていただきたいと思います。それが８ページをごらんいただきたいと思います。
８ページと９ページ続けての説明になりますが、今回なぜこういう判断になったかということにつきましては、通常点検と地震後の今回の点検とでは点検のやり方が少し違っていたということに起因するものでございます。
まず、８ページにつきましては通常点検のやり方を記載してございます。通常点検につきましては、上のほう、点検、簡易補修、あと記録の作成ということで、機器の性能維持を目的に点検するという考え方から継続使用に伴う劣化等の軽微な所見につきましては簡易補修をした
後に点検記録を作成をして、そのために点検結果につきましては簡易補修直ればそれは良ということで判定をしているというような例になってございます。
下に簡易補修の例ということで記載しておりますが、機器の手入れ、計器の校正あるいは軽微な補修作業ということで、機器の調整、増し締め、消耗品の交換といったような点検の中で- 9 -ある程度の補修をしまして結果良というふうに書いていると。それで、どうしても直らないものについては点検結果否ということで一旦否となりまして、不適合の管理に入っていくと。こういったような流れを通常点検ではやってございます。
次、９ページをごらんいただきたいと思います。
こちらは地震後の設備健全性確認点検のやり方でございます。先ほどの絵と見比べて、ちょっとページをめくりながら見比べていただきたいと思いますが、点検と記録作成の中に簡易補修という欄がありませんで、簡易補修につきましては後ろのほうに記録作成した後に行うような流れになってございます。
これはそもそも地震後の健全性確認の点検と申しますのは、地震による機器の影響の把握を目的に点検をしているということでございまして、記録の作成に当たりましては幅広く所見を収集するため、継続使用に伴う劣化等の軽微な所見についても簡易補修前に点検記録を作成しております。そのため、簡易な補修で直るようなものであっても点検結果は否というふうに記載をされていきます。
そうしますと、どうなったかということでございますが、管理不備の原因というところに書いてございます。こういった通常点検と違う流れ、考え方で点検記録をつくるといったようなことがあったんでございますが、例えば通常点検で簡易補修しているような軽微な所見について不適合管理上どういうふうな扱いをすべきかというものを明確に定めていなかったと。こういったために、担当部署で不適合管理の要否の判断に差が生じまして、絵のように今回問題と指摘されたフローということで、点検結果否のもので不適合管理の対象とせずに簡易補修してやっていたのがある。
なお、注書きでございますが、点検の実績につきましては別途作成した管理台帳ということで、この絵の左肩のほうに管理台帳ということで縦長のグレーの棒がございます。点検の状況、進捗状況、あと判定結果の状況、あと不適合の状況あるいは簡易補修含めた補修の管理状況、
これにつきましては別途管理台帳をつくって管理しておりまして、所見が認められた機器については計画的に調整・補修をやっていただくということで、実態としては補修管理はされておったわけではございますが、品質管理上の不適合管理のルールというものの扱いについて適切ではなかったというのが今回の事例になっております。
○東北電力株式会社

ちょっと補足いたしますけれども、今２つのフローを８ページと９ページにお示ししまして、上のほうが通常点検、それから下のほうが地震後の設備健全性確認点検のフローと言いましたが、お手元の資料の右下で２２ページ、先ほど小笠原が冒頭でご説明した- 10 -

ところにありますが、この中で上のほうに赤い色、それから黄色、特にこの赤い色が今のフローでいうと通常点検に当たるもので、同じことをある間隔で繰り返していくという類いの点検になります。
今回記録の不備が多数出たものにつきましては、この上でいうと青色の横の地震後の設備健
全性確認点検ということで、この赤とか黄色は繰り返し行われるもの、青色は特別な状態に対する点検ということになっています。それを確認のためにご説明しました。
○東北電力株式会社

それでは、説明を続けさせていただきたいというふうに思います。今度は

１０ページ、（４）当社が確認済みの点検記録をその後協力企業が訂正した事例です。
記録イメージをごらんいただきたいと思います。箱の中に基礎台コンクリート部の割れ等という点検項目がございまして、状況ですが、もともと異常なし、それで判定良ということで書いておりました。その後、軽微なひび割れあり、判定有ということで、これにつきましては先ほどの今回の点検の目的でもございますが、軽微な所見については基本的に全て記録をしていくということがございまして、もともと機能上問題ない軽微なひび割れだということで異常なしというふうに一旦協力企業のほうで書きまして、それを当社が確認をしたと。その後、協力
企業のほうが機能上問題がなくても軽微な所見は記録に残すべきだというルールだったということに後で気がつきまして、当社のほうと相談をいたしまして当社の了解のもとでこういうふうな訂正をしたものでございます。
下のグレーのハッチングのほう、その原因等をちょっと書いてございますが、当社確認済みの記録を了解のもとで訂正したと。ただし、その後この個別の記録につきましては当社が再承認を行っていなかったということで、記録不備というふうに扱っているものです。
下に矢印がございますが、記録訂正後の再承認につきましては、後でこういったような個別機器単位の記録を他の類似機器も含めてパッケージングされて束ねて工事報告書として別途提出がなされるということで、その段階で承認をするということでよいというふうに考えておりまして、個別の記録には当社が確認したというような承認した記録を残していないというようなことがございまして、不備に当たる事案というふうになったものでございます。
次、（５）記録と現場の銘板データが異なっているにも関わらず当社が内容確認済みとしている事案です。
記録のイメージをごらんいただきたいというふうに思います。記録上「○○ポンプ（Ａ）」、「○○電動機（Ａ）」ということで型式と製造番号を記載する欄がございました。これにつきまして実際の現場のポンプに張ってある銘板とデータが違うということで、記載が間違ってい- 11 -

たというものでございます。これについては記録様式をつくるときにこの数値を書いたということでございますが、参考情報であって点検結果には影響ないということで、現場の銘板との照合を怠りましてこういった誤りにつながったということになっておるところでございます。
続きまして、１２ページでございます。こちらは記録に記載漏れがあるにも関わらず当社が確認済みとしている事案ということでございます。
記録のイメージですが、これは機器の試運転記録のイメージでございます。１番目に測定時刻がございまして、起動前、あと５分、１０分、１５分、２０分ということで、経過時間ごとに計器を読みましてデータが安定しているということを確認するものでございます。ここの起動前のところにつきましては採取時刻が抜けたというものでございますが、実際の記録については５分、１０分、何時にとったというところはしっかり書いてございましたが、起動前というものにつきましてはデータは書く必要がないというふうにつくった人は考え違いいたしまして記載が抜けたというところでございます。
続きまして、資料１３ページ、（７）記録の訂正に関して文書管理・記録管理運用要領に則していない事案。ここ記録のイメージということで、機器番号につきまして一旦誤って書いたと。それを二重線で訂正をして書き直したということでございますが、当社の記録の管理要領からいたしますとこちら訂正に際しましては訂正印、訂正者、訂正理由、こういったものをしっかりと書く必要がございまして、そちらの対応ができていなかったというものでございます。
以上が事案の（１）から（７）ということでございまして、最終的には４ページに戻りまし
たとおりの整理の結果になってございます。これにつきましてはいずれも品質管理上重要な事案ということでございまして、先ほど申しましたとおり全社体制での対応体制を構築いたしま
して、協力企業とも連携しながら原因分析、対策立案に今取り組んでいるというような状況にございます。
現状の原因と対策をどう考えているかということが、１４ページちょっと飛ばしまして１５
ページのほうに記載させていただいております。
まず、一番左手、地震後の健全性確認点検の特徴ということでございまして、定期検査等のように繰り返し行っている点検とは異なる新たな業務だったということでございまして、定期検査のような通常点検でございますと繰り返し型の点検になっておりまして、記録の様式ある
いはルールが標準化されてきております。そのために、一方で今回の場合には規定上の業務ということで、改めて最初から記録のフォーマットあるいはルールというものを検討して今回の地震の点検を始めていたということでございまして、直接原因のところに書いてございますが、- 12 -

こういったような点検の特徴を踏まえた事前検討というものが不足していたんではないかというふうに考えております。こういったようなところを中心に今書式的な要因を含めた詳細な原因分析をしていると。
今こういったところで直接的な原因といたしましては、例えば記録様式につきまして記載誤りが発生しやすいようなものになっていると。あるいは記録の訂正のルール、あるいは機器の軽微な所見に対する不適合管理のルール、こういったものが不明確であったと。こういったよ
うなところが直接的な原因として現れてきているというふうに考えております。
これにつきましては既に様式の改訂やルールの明確化など、とりあえずの直接的な対策というものを行っておりますが、現在、今後というところに書いておりますが、こういったような対策にとどまらず品質保証のさらなる質的向上を目指しまして、引き続き組織的な背景要因も含めた詳細な原因分析を進めておりまして、再発防止対策に向けた実効的な仕組みづくりの検討を行っていきたいというふうに考えてございます。
また、今回、先ほどのケースでございますが、あちらにつきましては２号機となってございますが、地震後の点検につきましては１号機、３号機も進めてございます。こちらの記録の確認についても並行して進めているという状況でございまして、引き続き状況を整理いたしまして改めてご説明をしていきたいというふうに考えてございます。
説明につきましては以上でございます。
○座長

東北電力株式会社から説明がございましたが、委員の皆様、何かご質問等ございました

ら発言していただきたいと思います。源栄先生。
○源栄委員

地震時の対応に関する件ですが、通常点検じゃなくて、黄色い色と青色の話ありましたけれども、先ほどの点検項目に斜線を引くべきところをチェックしてしまったというのは
いかがなものかと思います。というのは、今回の３・１１だけじゃなくて、少なくとも基準地
震動を超えた地震というのは私の記憶では２００３年５月２６日、それから、２００５年８月
１６日もあったはずです。そのときの点検リストで反省すべきものがこの３・１１の中にあったのかどうかという点です。改めて３・１１で厳しくやられてわかったのか、それ以前からわかっていたのかという点についてご回答いただければと思います。
○東北電力株式会社

以前の地震でスクランブル、自動停止したようなところと今回とどう違うかというようなところかと思いますけれども、この地震後の健全性確認につきましては我々は直接的な参考といたしましては柏崎の中越沖地震での対応を参考としてございます。それ以前につきましてはこれほど広範囲で詳細な点検とはまたちょっと違って、その都度の知見で我々- 13 -

必要とした点検をやっておりましたけれども、中越沖地震のときに国の委員会等も開催されましてその点検の見方が非常に細かい見方になってございまして、改めて我々柏崎の実例を調査いたしまして今回の点検のベースにしたというところでございますので、今回こういうフォー
マット等につきましても今回改めて新規に作成しているというものです。
○源栄委員

それと、黄色と緑のところのこの色分けに対する量的な判断というのはどのようになっているのか。いわゆる通常点検に対して、地震動でもいろいろな性質の地震動があります。
どれぐらいの地震動だったらどういうチェックをしなければならないのかという基準です。中
越沖地震で柏崎の被害以降にその辺はどのように規定されているのか、ちょっと勉強不足で申しわけないですが、教えていただきたい。
○東北電力株式会社

地震動レベルに応じて点検の対象を絞り込んだり、要は重要なところを先に重要点検をやりまして、さらにその所見を踏まえて範囲を拡大していくというような考え方というのは柏崎でも取られておりますけれども、当社の場合には基準地震動を超えたというところもありまして、最初から全機器を対象に基本点検の段階から全ての機器を対象にやっていくということで、地震動がどれぐらいを超えたからといって重要度を分けて見ていくようなところではなくて、点検は点検で全て見ると。あと応答解析で出てきた知見は、それはそれで反映してやっていくと。二本をパラレルでやっているというところで、地震動による点検に対しての重要度的な区分というのは今なくて、全て、全部点検しているという状態です。
○源栄委員

基準地震動を超えたかどうかというのは入ってくるのですか。

○東北電力株式会社

先生おっしゃるように、まず基準地震動を超えたかどうかということでございまして、基準地震動を超えた場合には、先ほど小笠原がご説明したように法令上、特別な保全計画というものを立てて管理しなさいということになっております。基準地震動以下の場
合は私どもで社内的な要領書を持っておりまして、こういった地震のガル数であればこういった機器を点検する、また、このレベルだったらばこういった機器を点検する、そういったルールは社内的に持ってございます。
○源栄委員
○座長

わかりました。

関根先生、お願いいたします。

○関根委員

記録の記載の不備の件をご説明いただきました。たくさんの機器、それから８万２，

０００ページの記録の再確認ということで、これは大変なことだったろうと私も思います。ただ、確かに点検結果の記載のルールとか、そのときの迷った場合の対処の仕方、個々によって違ったり、ルールづくりが大切ですよね。時間によってそれが変わったりとか、事情はわかる- 14 -

ものもあるんですけれども、例えば５ページのような目の前にないものについて点検結果を記載したというのは何とも言えないことです。先ほどご説明を聞いておりますとそこのほかのところについているレ点はちゃんとしているんだけれども、ないものは、それは間違って記載したんだというご説明になっていますよね。でも、我々が見ている限りはないものにレ点をつけているんだとすると、ほかのもののレ点と区別がつかないのです。だから、何のためにこの記録を残しているのかという一番根本的なところになって、そのフォーマットや何かを間違いのないところに工夫されているというのはわかるんですけれども、ただ、そのままそれを電力さんも信じて、そしてこれはやっているというふうに言えるような基準というのは我々にはわからないです。これだけ見ていても区別できないです。その辺は今ご説明ではやっているというふうに言われたんだけれども、どういう根拠でやられているんですか。
○東北電力株式会社

５ページ、（１）の事案につきましてちゃんと点検をやっているのはどういうことで確認したかという話かと思いますけれども、当社では今回の再確認にあわせましてほかの関連する記録、こういう現場にちゃんと人が入った、あるいは工事前には事前に安全確認をやったりミーティングをやっていると、そういったような間接的な記録がほかにございま
して、そちらでこういう点検工事はしっかりやられているというものを一旦確認しております。
あと、さらにこういう点検をやった方々にヒアリングを実施していると。最終的には我々も（１）の事案につきましては現場を社員が回りまして、最終的に現場の状況を見て目視で確認をして、変な所見は見落とされてはいないという確認をして、設備の点検結果については問題ないというふうに確認をしたということで、今回の点検作業の中でそういったことについて確認したというものでございます。
○関根委員

わかりました。では、全部この２０７件については全て確認をされたと、実質的に確認をされたということで理解してよろしいですね。わかりました。
○座長

今村先生、どうぞ。

○今村委員

私からは１点ですけれども、まず４ページに今回の指摘事項が書かれまして、（１）から（７）まで整理していただきました。その説明があり、最終的には１５ページという形で，どういう原因だったのか、また、どのような対策があるかとまとめています。まだ整理中ということではございますけれども、１５ページの左端にある今回の定期的検査とは違う点を整理する必要があります。全機器を対象にしたという２つ整理はされてございますけれど
も、当時、揺れであり、また余震も長く続いていた。状況が普通とは違う状況をもう少し整理していただかなければ行けないだろうと思っております。
- 15 -

また、本日ご説明いただいた状況というのは普通ではない緊急の対応を原因としたものではないものがかなり多くある感じを受けております。まさに、まずこの特徴を整理していただき、それが幾つぐらいあったのか、どういう状況であったのか、それを詳細な整理をしていただいた上で原因、また対策をやっていただきたいと思います。今の状況では定性的な状況把握にとどまっているのではないかなという感がしておりますので、ここは非常に重要な点であるかと思いますので、ぜひご検討をお願いいたします。
○東北電力株式会社

今まさにご指摘いただいたとおりでございまして、我々も事案ごとになぜそうなったのかということを分析をして、細かい資料をまさに今整理につきまとめている途中でございますので、その辺しっかり整理できましたら改めてご説明をさせていただきたいとい
うふうに思います。
○座長

兼本先生、お願いいたします。

○兼本委員

２つほどあるんですけれども、４ページで７個の事例を挙げていますけれども、これが重要度順に挙げられたのか、本当の点検ミスなのか記載上のものなのかという点はかなり大事で、先ほど一番上の２０７件は一応再点検して問題なかったという話で安心はできるとは思うんですけれども、そういう点で本当の機器の劣化を見逃したという点で重要度順になっているかどうか、それについてちょっと教えていただきたいと。
それからもう１つは、３万３，０００機器で４，０００件程度ですよね。１割強のミスだと思うんですけれども、ちょっと多いなという印象はあるんですが、規制庁で指摘されたようなことが社内で事前にどうして指摘できなかったのかということに関して、件数が多過ぎたために見逃したのか、ほかに何か原因があるのかという点を教えていただきたいと思います。
○東北電力株式会社

まず、１点目のご質問ですが、分類の考え方でございますが、こちらにつきましては重要とかという話ではございませんで、我々原因分析をしていく中で事案の特徴ということで大きく３つに分けさせていただいておりまして、そういったようなものでございます。特に上２つの分類につきましては点検結果のところに直接影響があったり、あるいは点検結果の不適合管理の扱い、これらに影響がある、不備があるということで記載しています。それ以外のところにつきましては、そこの部分ではないけれども品質上やはりこういう記載不備というものは直さなくてはいけないということで、品質管理上重要な事案ということで、改善が必要な事案という事象で挙げさせていただいているところです。分類につきましてはそうい
った原因をやる中で特徴を類型化したものだというふうにご理解いただきたいと思います。
それとあと、件数のところでございますが、３万３，０００機器ではございますが、記録の- 16 -

量といたしましては８万２，０００ページというところでございまして、記録の数としては件数はかなり多いですけれども、母数としては記録として見る場合には８万２，０００ページという形で見ていただければと思います。ただ、（１）、（２）、（３）につきましてはこれは機器単位の事案でございますので、１機器１件で見ると。あと、（４）、（５）、（６）、（７）については記録単位のものということでございます。
あと、３点目のほうは社内でどうだったかということでございますが、我々やはり社内的にも品質上のこういう状況確認とかということもしっかりやらなければいけないところを少しできていなかったんだろうというふうに思いますので、そういった視点を含めて原因分析のほうをやっていきたい、実際今やっているところでございます。
○兼本委員

その話はまた別の機会に聞かせていただきたいと思います。最初のほうでちょっとだけコメントですけれども、せっかく分類されたんですけれども、最終的にこれが本質的な点
検ミスにつながったかどうかという結果まで書いておいていただいたほうが、４，０００件も点検ミスがあって４，０００件もトラブルがあると単純に思うべきなのか、機械そのものは問題はなかったのかというのは大事な視点だと思うので、そういう資料のつくり方もちょっとしていただけるといいかなと思います。
○長谷川委員

源栄先生と兼本先生の質問に絡むんですが、そもそもこの（地震後の設備健全性）点検ということをどういうふうに位置づけるかです。（一般の健全性や安全性の）点検には、(i)技術的な点検とその記録という面、(ii)それからもう１つは点検表にちゃんと記録するということによって（県民、国民に対して）緊張感を持つということで非常に重要なものなのです。さらに、(iii)県民の信頼性を築いていくと言う点（東北電力が常に努力していることを示す点）でも重要です。それら３点があると思います。今おっしゃった技術的にどうのこうのという話は、これはこれで、（点検した機器が）３万３，０００もあって、そのうち１割
ちょっとの４，０００件はちょっと多いなと思いますが、非常に細かなところも数え上げたことから「まあ、そうかな」と思うところもありますが、今述べた３つの観点をぜひ持っていた
だきたいと思います。私は以前参加しておりました県・女川町・石巻市のプルサーマルの委員会でも議論になったことですが、２００６年７月に、保安院による女川３号機の定期安全管理審査でＣ評定でした。このＣ評定というのはめったにない評定なのです。それを受けて社長をトップとする社内チームが築かれ対策をなさいました。保安院からそれを認めていただいてＡ評定になりました。そのときに品質保証というのは、私から申し上げるまでもなく、ＰＤＣＡ（計画・実行・チェック・改善）を絶えず回してどんどんスパイラル的に安全管理の実力を向- 17 -

上させることなのです。もしそういうふうに社長をトップとするチームのシステムがちゃんと機能していれば今回のこういうことが起こらなかったのではないか、その機能が十分でなかったのではないか、どこかでそれらが劣化したのではないか、などが気になります。あるいは、
もう１つ考えられるのは、東北電力の下請け構造に由来する問題です（東北電力に限らず日本の電力会社に共通のこと）。東北電力社員と協力・元請企業、さらにその下請企業からなる（多重下請け）システムでは、点検や補修作業などにかかわった人に、東北電力の社員のみの場合のように安全管理意識がうまく伝わっていなかったのではないか、そんなところも非常に気になってきます。
それからもう１つ、今回の説明でも、複数の先生から質問がありましたように、通常点検と特別点検を別のもののように考え、特別点検だから慣れていなかったと言い訳されているわけ
じゃないのかもしれませんが、何かそういうことを淡々と弁解されているように感じられました。私のようなちょっとひねくれた者から見ると、特別点検のときにこそ実力が発揮されるのではという見方もあると思います。本当に実力がついていればこういうことにはならないのではと思います。ちょっと厳しいようなことを申しますけれども、そういう観点からも一層の努力をしていただきたい。それから、この結果を見ますと、ハード的に問題があるとは思っておりませんけれども、こういうことが続いていくとハインリッヒの法則の第１段階かもしれない
し、今後何かあったときにこういうことが重大事故を起こす可能性もあるのではと案じます。
ぜひ、もう一度、失礼な言い方ですけれども、気を引き締めてやっていただきたいと思います。
○源栄委員

あともう１つ、時系列での対応の問題を答えてください。３・１１のような巨大地震のとき、先ほど今村先生からもキーワードあったかと思いますけれども、余震が続くのが特徴です。そうすると、建物の応急危険度判定などでは、時間がかかると３・１１の判定作業をしているうちに４月７日の余震が来てしまったわけです。そうすると、時間がかかって、また作業しなければいけないのか、作業したところは４月７日の後どうなったのかをまたチェック
しなければならない。これらをどういう時間内にどこまでやらなければいけないのかを明確にしておく必要がある。判定作業をしたところをまた見なければいけないという問題がやはりクローズアップします。そのようなものに対してやはり対応できる体制づくりが必要だと思います。振動被害というのは必ずしも最初の本震が大きいとは限りません。いずれにせよ、時系列の対応というものをぜひ検討していただきたい。なるべく早く判定作業が終わるような仕組みを考えておきたい。それから、私どもいろいろな警報絡みの仕事をしていると、時間というのは、オンラインのＮＴＰとったりＧＰＳの時間をとったり、自動的に時間を記録するようにな- 18 -

っていないと、３万もあるものをチェックするときに間違うのは当たり前なのではないかというふうに思いますので、ぜひ早める対策をお願いします。また、大きな揺れが連続して起こったときに対するシステムの冗長性も必要であると思います。先ほどのものに加えてよろしくお願いいたします。
○座長

鈴木先生、お願いいたします。

○鈴木委員

私の意見もほとんど諸先生と一緒でございますのでディテールについては申し上げませんけれども、実は私この問題は知りませんでした。この委員会の前は。それで、問題点の指摘のところに若林委員長初め何人かの先生がそういうことがあったということが複数ご指摘があって、それで、この表にもまとめられているように１つの重要なアイテムとして点検とその問題として取り上げられているということに関しては、そういう非常に多くの先生からのご指摘があったんで当然のことだというふうに理解します。しかし、実は私は東京に住んでいるのですけれども、この問題は全国版の新聞に、もうはっきりと載っております。全国的にみん
ながもう知っている問題、こんな大きな問題なのかということを改めてそのとき感じたわけでございます。もちろん今のご説明、それから今日委員の方々のご指摘に対してまた検討されてご説明されると思いますけれども、これはここの委員会のミッション、それから県庁の方がどうお考えになるかをむしろ伺いたいところですが、ここでそれを説明を私たちが伺ってある段
階で終わったとすると、この委員会がこの問題に対して了承したと、一定の理解を示したということになるんでしょうか。だとすると、これは大変大きな問題で、我々相当な責任を、任務を背負ってしまうことになるのかなという懸念を今感じました。むしろこの委員会の中の１つの課題ではなくて、この問題だけでむしろそういうミッションを持った検討会なり委員会で検討されて１つの結論あるいは了承を得るような問題、この問題を最後まで詰めてこの委員会でやっていくとすれば、ほかの問題との軽重も含めて結構大変かなというふうに、ちょっと私が考え過ぎかもしれませんけれども、受け取ったんですが、この点についてはいかがでしょうか。
この委員会でこの問題の議論、つまり伺ったことについての意見を言って一定の了解を得たという結論になって、それで終わりなんでしょうか。
○東北電力株式会社

順番に。まず、長谷川副座長のほうからお話あった件で、全くそのとおりでございまして、こういった品質保証の問題を放置しますと、今はほとんどないほころびでも時間がたつにつれてほころびが大きくなると。気づかないうちにそういったものが進むと困りますので、徹底して今のうちに原因を分析しまして、徹底的にこのほころびを繕って補強してまいりたいというふうに考えておりますので、いただいた意見については含めながら検討して- 19 -

まいりたいというふうに思います。
源栄委員からの話ですけれども、そういったことも含めて、我々も余震がたくさん起こりましたので、地震が起こりますと本当に今の機器で大丈夫かということでパトロールに入るんですけれども、パトロールに行った先からまた余震が起きて、また振り出しに戻ってやらなければならないような状況もありましたし、そういったことも含めていろいろ検討してまいりたいと思います。ありがとうございました。
それから、鈴木委員からのお話ですけれども、私どもとしてはこの記録不備に関しましては
保安検査の中で確認いただくということになっておると認識しておりまして、原因と対策についても今後の国の保安検査においてご説明してまいりたいというふうに考えてございます。
○鈴木委員

わかりました。そうすると、むしろこの委員会でご指摘も受けたから、いろいろな

この委員のご意見を聞いて、それを受け入れながら、最終的には今おっしゃった席で一定の了解を求めるというか、対応していくと。そういうふうにおっしゃっているわけですね。
○東北電力株式会社

はい、ここでいただいたご意見も踏まえまして原因分析、それから再発防止対策に取り組んでまいりますし、それについては保安検査の中で説明してまいりたいというふうに考えております。
○座長

栗田先生、お願いいたします。

○栗田委員

先ほどいろいろな先生のご意見を聞き、ちょっと気がついたというか、感じたことがあります。点検記録の全数８万２，０００ページで不備等が４，０００件ということで、記録の不備等は５％ぐらいということになるかなと思うんです。そもそも人間というのは間違うので、１００％正確にやるというのは難しい、どこかで間違ってしまう。そういうものをなくすにはチェックというものが必要だと思うんですけれども、これをどういうふうにするのかとか、このあたりはいかがなんでしょうか。チェック体制で、間違いを誰か第三者、ほかの人が見て誤りがないか確認するという、この部分を今後どういうふうに考えているのでしょうか。
○東北電力株式会社

まさにその辺も含めて今、原因分析、対策を行っているところでございますけれども、やはりチェックの中でも漫然とチェックをしていればいけないので、全員が同じように責任を持つということではなくて、必ず責任を持ってやって、それを承認するということなので、そういった仕組みも工夫しながら検討してまいりたいと思います。ありがとうござ
いました。
○座長

私から１つ、５ページ目の事例の中で、逆止弁に開度計がないということは原子力プラントに従事する技術者なら知っておかなければいけないことじゃないかと。要するにそういう- 20 -

知識がちゃんと教育されていたのかどうかというのが私としては不安になるわけです。要するに通常、運転する人がここは必ず知っていないといけないということが抜けて、それでチェックをするということは非常に由々しき問題じゃないかなと。要するに知識の問題、それから教育の問題、両方あるんじゃないかなというふうに思います。ですから、再発の対策とか、そういうときにはやはり技術レベルを上げる、教育をしっかりするというところまでやはり踏み込
んでいかないとこういうことはなくならないんじゃないかなというふうに思いました。
その他、先生方からご質問、ご意見等よろしいでしょうか。
この問題は非常に重要な問題ですので、東北電力株式会社としましてはこの検討会の場におきまして今後の原因分析、対策等を逐次ご報告いただきまして確認していくというふうにした
いと思います。
それでは、ここで１０分ほど休憩をしたいと思います。

〔休

○座長

憩〕

それでは、皆さんおそろいですので、再開したいと思います。それでは、引き続きまして資料の説明を東北電力からお願いしたいと思います。
○東北電力株式会社

東北電力原子力部の阿部と申します。よろしくお願いいたします。

資料につきましては資料３ということで、新規制基準適合性審査申請、これが（５）ということで重大事故対策についてのその１ということでございます。先ほどの資料１との関連を申しますと、資料１をごらんいただきますと１、２とございまして、２が新規制基準適合性審査
申請についてということで、幾つか項目ございますけれども、そちらの（８）のところになります。中分類でいきますと重大事故等対処施設、こちらが重大事故対策になります。
こちら幾つか項目ございますけれども、今回は一番上の確率論的リスク評価ＰＲＡと、あとそのほかに炉心損傷防止、格納容器破損防止等ございまして、括弧で有効性評価ということを書いてございまして、ＰＲＡを用いてこういった事故シナリオを分析しまして対策の有効性を確認するというところを一通りご説明したいということでございます。
あと、資料３と、今席上配付しておりますものですけれども、こちらの資料、回収とございますが、こちら構内のアクセスルート等書いてございます。こちらの中で随時参照しながらご説明させていただきたいと思います。
それでは、資料のほうをご説明します。めくっていただきますと項目１になります。
- 21 -

３つございまして、１つ目が確率論的リスク評価、こちらＰＲＡということで、この概要をご説明いたします。２つ目が女川２号機のＰＲＡの結果になります。３つ目が重大事故等対策の有効性評価ということで、対策の有効性をご説明いたします。
なお、こちらの内容につきましては現在審査中ということで、これまでＰＲＡにつきまして
は審査会も３回ほど、有効性評価につきましてはまだ途中ですけれども２回ほどやってございまして、今審査をしていただいているというような状況でございますので、今後内容については変更する場合もありますということでご了解いただければというふうに思います。
それでは、１枚めくっていただきます。３ページ目に参りまして、確率論的リスク評価ということでＰＲＡの概要、こちら３枚物になってございます。
まず、ＰＲＡ、ご存じの先生方いらっしゃるかと思いますが、簡単にご説明させていただきます。「ＰＲＡとは①」ということで四角の中に書いてございますけれども、こちらのＰＲＡは理論的に考え得る全ての事故シナリオを対象ということで、何らかの異常が発生する頻度、また発生した場合にいろいろな安全設備がございますので、そういった安全機能の喪失確率をもとに福島第一のような重大事故が発生頻度、これを炉心損傷頻度ということで、ああいった
炉心損傷が１炉当たり何年にどのくらいの確率で起こるかということを定量的に分析する評価
手法でございます。
また、事故の発生確率と影響の大きさを掛け算しますとリスクということで、そういったリ
スクを総合的に評価する手法ということでございます。低頻度で高影響のような福島第一、このような事象であるとか、また、ああいった重大事故が起こるようなプラントの特徴、どういったシナリオで起きるのかと、こういったものを把握するのに適した手法ということで、全世界的に広く用いられている手法でございます。
下のほうに想定手法ということで幾つかございますけれども、大きくは内的事象と外的事象ということで２つに分類されます。
内的事象と申しますのは、原子力発電所の中で起こるシステム内で起こる事象、事故ということで、膨大なポンプ、弁等ございますので、そういった機器がある確率で故障していくと。
そういったものが重なった場合に重大事故につながるものということでございます。
外的事象ということで幾つかございますが、自然ハザード、今回のような地震、津波、あと火山、森林火災。人為ハザードといたしましてはテロのようなもの。あと、内部ハザードとしては内部での火災、内部での溢水等、そういったものもＰＲＡでは取り扱うことができますけ
れども、赤枠でくくっておりますが、いろいろなＰＲＡを随時原子力学会のほうで標準化して- 22 -

おりますが、今標準化されておりますのは内的事象とこの地震、津波ということで、適用可能なものとして我々これらを評価してございます。
４ページ目に参ります。
「ＰＲＡとは②」ということで、実際にこのＰＲＡについてはレベルが３段階、レベル１、２、３ということで評価をしてございます。下のほうの絵を見ていただきますと、真ん中に原子炉がありまして、その外側を原子炉格納容器が取り囲んでいると。左のほうにオレンジで火災とか地震とかございますけれども、こういった何らかの異常が発生して、それをきっかけとして炉心損傷になるということでございますけれども、その炉心損傷に至る頻度を求めるのがレベル１になります。さらにその事象が進展しまして格納容器が破損する頻度と、さらにこの雲々で格納容器から出ておりますけれども、環境への放射性物質の放散ということで、そちらの放射性物質の種類とか量を評価するものがレベル２ＰＲＡであると。また、レベル３と申しますのが公衆、環境への影響というものも含めた評価でございます。
下のほうに米印ございますけれども、適合性審査におきましてはレベル１．５ということでここにないんですが、こちらの絵でいきますと格納容器の破損頻度までを評価するような要求となってございます。
５ページ目に参ります。
こちらがＰＲＡの手法の概要ということでご説明いたします。基本的には原子力学会のほうで標準がございますので、それに基づいてイベントツリー、あとフォールトツリー、この後ご説明しますけれども、こういったものを用いて事故シーケンスということで、事故がどのように進展するかと進展の仕方と、その発生頻度を定量化するというものでございます。
下の左のほうの箱を見ていただきますとＥＴの例と、イベントツリーということでイベントの木です。これが樹木のようになりますので、このようなイベントツリーと申しております。
こちらの見方ですけれども、これは簡素化しておりますが、左のほうに起因事象ということで、こちらは発電所で原子炉が止まったですとか、送電線が切れたですとか、あとは地震が起こった、津波が起こった、いろいろな起因事象がございます。それを収束するためには安全設備がもう幾つも働いて事故を収束するということでございます。
例えば上のほうに並んでおりますけれども、原子炉停止、あと高圧の炉心冷却、減圧、低圧
炉心冷却、あと格納容器の除熱ということで、いわゆる止める、冷やす、閉じ込めるというよ
うな機能が並んでおりまして、そういったものが無事、この木で言えば成功、成功、成功といきますと炉心損傷なしということで安全に停止ができます。
- 23 -

ただし、幾つかが失敗しますと炉心損傷に至るということで、例えば原子炉停止に失敗しま
すとこれは原子炉停止機能喪失と。また、原子炉停止に成功したとしても、例えば高圧炉心冷却に失敗しまして、さらに減圧にも失敗するとなりますと、高圧注水と減圧に失敗したということで、これらを事故が至るシナリオの分類ということで、事故シーケンスグループということで分類をいたします。
こちら起因事象と実際ヘディングと申しております上のほうに並べておりますのは結構数がございますので、実際グループとしますと何百というものが数となってまいります。
そちらに今度分岐の確率です。赤丸で右のほうにＦＴの例ということで引っ張っておりますが、この分岐の確率につきましてはＨＰＣＳのＦＴと書いてございますけれども、右のほうですが、こちら例えば高圧炉心スプレイ系、これは高圧で注水できる系統ですけれども、こちらの機能喪失というものを評価する場合にはポンプが機械的に故障するとか、ＨＰＣＳは子機の冷却系、また電源系となっておりますので、そのサポート系の故障ということで、これを機器の部類までどんどん細かくいたしまして、故障率が整っているところまで分解しますと、それを計算しますと頂上のＨＰＣＳ機能喪失の確率が出るということで、こういったものを分岐にそれぞれ当てはめて確率を計算していくということになります。
事故シーケンスグループのところに数がたくさんございまして、それを足し合わせると炉心損傷頻度ということで分析ができるというものでございます。
頻度につきましては国内のＢＷＲの運転実績、あとは機器故障率につきましては現在原子力安全推進協会、ＪＡＮＳＩですけれども、こちらで公開しているデータを使ってございます。
それでは、続きまして６ページ目、ＰＲＡの結果に参ります。
まず、今ご説明しましたような手法で計算いたしますが、この規制基準の適合性審査の中でのＰＲＡの位置づけでございますが、こちら上の二重四角で囲んでおりますけれども、この後ご説明いたします有効性評価の前段ということで、重大事故に至る可能性のある事故シーケン
スグループの抽出に使います。この後またご説明しますけれども、規則に基づいて必ず想定しなさいと言われている事故シーケンスグループがございまして、それ以外に追加するものがありますかということで、その有無を確認する目的でＰＲＡを実施してございます。
下のほうの左のほうの箱でございますけれども、ＰＲＡ、今回女川２号機で実施しましたものは内的ということで、運転時のレベル１、１．５、あと停止時のレベル１でございます。外的事象につきましては地震のレベル１、津波のレベル１でございます。
下にＰＲＡの扱いというふうに少し細かく書いてございますが、今回の評価対象につきまし- 24 -

ては、これまでＴＭＩ、チェルノブイリ等を踏まえましてＡＭ策、アクシデントマネジメント
策等を自主的に対策してございますし、今回福島第一事故などの緊急安全対策等も実施してございます。
ただし、今回のＰＲＡにつきましては許可済みの設備と、いわゆる裸のＰＲＡと言ってござ
いますけれども、こういった自主的な対策を含めないものに対する評価というふうにしてございます。
また、これで計算しますと炉心損傷頻度等出ますけれども、こちらについては特に基準はな
くて、ＩＡＥＡ等の安全目標、あとは日本でも安全目標等議論されておりますけれども、そちらの比較というものがこの規制適合性審査の中ではしないということでございます。
そういった安全対策を含めたＰＲＡにつきましては、今後安全性向上評価ということで稼働後の評価の中で実施していくことになります。
その下でございますけれども、ＰＲＡの手法は先ほどもご説明しましておりましたように、一部のものについて標準化されているということで、そういったものが適用できないもの、火災、溢水、積雪、凍結、地滑り等、たくさんの外部事象がございますけれども、そちらについてはそれぞれ過去の実績等を考慮しまして評価いたします。そうしたところ、今回のＰＲＡの中の事故シーケンスに含まれるということで評価してございます。
右のほうに有効性評価がございますが、こちらは後ほどまた別途ご説明いたします。
続きまして、７ページでございます。
ＰＲＡの結果ということで、こちら表にまとめたものでございます。左のほうからＰＲＡの種類と評価結果、あとはその評価結果に対する主な対策等を示してございます。レベル１のＰ
ＲＡにつきましては、出力運転時が全炉心損傷頻度２×１０マイナス５乗／炉年と。こちらは、
この後ちょっとシーケンスをご説明しますけれども、崩壊熱の除去の機能が喪失した場合がほぼ支配的なものとなってございます。同様に地震については２×１０マイナス５乗／炉年、津波も２．２×１０マイナス５乗／炉年ということで、それぞれ値とその特徴を確認してございます。下のほうに停止時のレベル１、出力運転時レベル１．５ＰＲＡということで、それぞれ評価してございます。
ここで１点誤記がございまして、一番下のレベル１．５のところでございますけれども、全炉心損傷頻度と書いておりますが、こちら格納容器の破損頻度のレベル１．５でございますので、格納容器の破損頻度ということで、こちらで訂正させていただきます。
８ページに参りましてＰＲＡの結果、今申しました表を円グラフに表しますとこのようなも- 25 -

のになりまして、これレベル１の結果でございますけれども、下のほうに左から内部事象のレ
ベル１、あと地震のレベル１、津波のレベル１ということで並んでございます。一番左下のほうを見ていただきますと、内部事象のレベル１につきましては崩壊熱除去機能喪失というものです。こちらは後ほどごらんいただきます。こういったものが支配的。地震、津波ということで、それぞれどのような事故シナリオ、事故を進展して炉心損傷になるかというものがわかったということで、こちらを足し合わせますと上のような円グラフになります。
これは円グラフ２つございますのは右のほうが事象別ということで、内部事象と地震、津波、
いわゆる外部事象の比率を表したものでございます。左のほうがそれぞれの事故シーケンスを足し合わせたものということで、足し合わせますと全交流動力電源喪失ということで、今回福島第一のような電源が喪失して炉心損傷に至るというものが支配的だということがわかってま
いりました。
この後、９ページに参ります。
こういったものをＰＲＡをやりまして、結果といたしましては、９ページに参りますけれど
も、この分析をいたしまして、四角で書いてございますけれども、こういったシナリオの分析をいたしまして、規則の解釈で指定された事故シーケンスグループ、こちらは下のほうに７つほどございますが、これが国のほうで必ずやるように、今までのＢＷＲの事故に関する知見等
でもこういったものを必ず設定しなさいというものがございます。こちら以外のものが抽出されないということを確認してございます。
実際はこの事故シーケンスグループ７つございますが、今回１つの例としてご紹介いたしま
すのがこの赤の点線でくくっております全交流動力電源喪失です。福島第一のような交流電源が全てなくなるというものをご説明いたします。それぞれちょっと文字で書いてありましてわ
かりづらいので、その後に図面でそれぞれどういったシナリオなのかというものをご説明いたします。
１０ページ目に参りまして、こちらが高圧・低圧注水機能喪失ということでございます。絵がございますが、まずこの絵ですけれども、真ん中に燃料と書いてございまして、水に浸かっておりますが、これを囲んで圧力容器に収納されているということでございます。この底に格納容器ということでございまして、一番外枠が原子炉建屋と、こういった簡単な構成になっております。
通常運転中はこの燃料から出る熱でもって水を蒸気にいたしまして、右のほうにありますタービンを蒸気で回して発電しているということでございます。タービンを回した蒸気につきま- 26 -

しては海の水で冷やしまして、給水系でまた戻すという、こういったサイクルでございます。
これが異常を発生してこういった通常の冷却系が使えないということになりますと、ここではバツをしておりますけれども、左のほうに非常用炉心冷却系が準備されておりまして、これで炉心を冷却するということと、崩壊熱をとっていくというようなシステムがもともと備わってございます。いわゆる止める、冷やす、閉じ込めるということでございます。
ここの（１）の高圧・低圧注水機能喪失といいますものは、何か異常が起こったときにこういった高圧のポンプ、あと低圧のポンプ、通常原子炉圧力は７０気圧ぐらいございますので、高圧で入るポンプと、あとはバルブを開いて圧を下げて、低下した圧のところに入れる低圧系がございまして、そういった大きく分けると２種類ございますけれども、そういったものが全て何かの異常で使えないということがこの機能喪失のシナリオでございます。
１１ページ目に参りまして、高圧注水・減圧機能喪失といいますのは、これはバツが高圧のポンプにバツをしてございます。あと、手動減圧ということで、圧力容器の圧を逃すところをバツしてございますが、こちら左のほうの低圧系につきましては通常に使えるんですけれども、高圧がなくて、本来であれば手動減圧して低圧系を入れればいいんですけれども、手動減圧に失敗するというようなシナリオでございます。
１２ページ目に参りまして、この後ご説明いたしますシナリオということで、全交流動力電源喪失になります。右のほうにバツがいっぱいついてございますけれども、通常発電機で送電いたします送電系がたくさんございますが、原子炉が停止いたしますと逆にこの送電線を使って電気の供給を受けるという形になっております。その送電線も使えない。さらに、こういったために非常用ディーゼル発電機を用意しておりますが、このディーゼル発電機も使えないというような、交流が全て使えないというような状況でございまして、これに伴って左のほうのポンプには点線でバツしてございますが、交流電源がないのでポンプが使えないということで、このような状態になって炉心損傷に至るというようなシナリオでございます。
１３ページ目に参りまして、こちらは崩壊熱除去機能喪失ということで、こちらは原子炉の注水には成功するんですが、最終的には燃料から出る崩壊熱がございまして、それを徐々にとってあげなければならないということですが、その系統が喪失するということでございます。
１４ページに参りまして、原子炉停止機能喪失ということで、こちら最初止める機能でございますが、止める機能がうまく働かないということでございます。
１５ページ目に参ります。こちらはＬＯＣＡということで、いわゆる冷却材喪失です。原子
炉圧力容器に接続する配管が何らかの原因で破断して水が喪失するというようなことでござい- 27 -

ます。このようなときに働く非常用炉心冷却系がございますけれども、そちらが何らかの原因
で機能喪失しているということでございます。
１６ページ目に格納容器バイパスとございますが、こちら冷却材喪失の一形態ということで、非常用系につきましては原子炉圧力につながっている部分は高圧設計部分と、あと低圧の部分がございまして、低圧設計の部分に高圧の水の圧力がかかってしまって破損してしまうと。しかも格納容器の外側で冷却材が喪失するということで、こちらちょっと変わったタイプの冷却材喪失となりますが、こういったものも想定いたします。
以上７つの事故シナリオが抽出されたということでございます。
続きまして、１７ページにつきましてはレベル１．５ということで、炉心溶融がなって格納容器がどのように壊れていくかというものを分析したものでございます。格納容器の破損に至り得る現象ということでございます。こちら炉心の溶融ということで炉心が溶けているような図がございます。こちらが圧力容器も破損して格納容器内に出てくるというような福島１Ｆの状況はこのような状況に至ったというふうに想像いたしますが、こういったときにどういうような現象が起こるかというものでございます。
まず、右のほうにデブリと冷却水の相互作用ということでございますけれども、万が一この水が張ってあるところにこういう溶融炉心が落下した場合、水蒸気爆発が起こるんじゃないかということでございます。
あと、左のほうに箱が３つほどございますが、一番上の箱でございますけれども、こちらは溶融物の高圧噴出ということで、圧力が高い状態で圧力容器が破損するということで、溶融炉心がこの高圧に伴って格納容器内に噴出されるということで、格納容器を直接加熱するというものでございます。
続きまして、格納容器への負荷ということで、過圧破損、過温破損というものがございます。
こちらが炉心から発生する水蒸気となって、加圧されて格納容器が壊れる現象。また、溶融炉
心からの熱で雰囲気が加熱されて、それぞれ格納容器には限界の圧力、温度というものがございますので、そういったものを超過してしまって壊れるというような現象でございます。
あと、一番下ですが、溶融炉心コンクリート相互作用。こちらは溶融炉心と下に格納容器の中にコンクリートがございますので、そういったものが浸食されて格納容器をそのまま浸食してしまうというような現象でございます。
こういったものがＰＲＡの結果、確認されてございます。
こちらがＰＲＡの結果でございますが、審査会合で出たコメントということで幾つか紹介い- 28 -

たしますと、こういったＰＲＡのシナリオを分析する上で今回の福島第一のような知見が反映されているのでしょうかというようなこと、また、こちら計算するのに計算コードを使います
けれども、そちらの妥当性ですとか、最終的に選定しました今ご紹介したようなシナリオがございますけれども、そちらの選定の考え方ですとか詳細をコメントいただいてございます。
こういった主なご意見を紹介いたしましたが、続いてこのＰＲＡの後の有効性評価ということで１８ページのほうからご説明いたします。
有効性評価とはということなんですが、上のほうの四角で囲んでございますけれども、今ご説明いたしましたＰＲＡにおいて設定した事故シーケンスに対して安全対策が有効に機能して炉心損傷を防止できるか、格納容器破損を防止できるかということを評価するものでございます。
内容といたしましては４つございまして、炉心損傷防止、格納容器破損防止、あとは使用済
み燃料プール、１Ｆの４号機のような状況です。このような状況。あとは停止中の原子炉の燃料破損防止ということで大きく４つに分かれてございます。
実際確認する内容ということで下のほうに内容３つございますけれども、１つ目は計算プロ
グラムで判断基準を満足することを確認するということでございます。下のほうに炉心損傷防止に係る判断基準の例を示してございますが、原子炉圧力が基準以下か、燃料被覆管が壊れな
い１，２００度以下かと。あと、格納容器の圧力・温度が限界圧力・温度以下か。あとは、敷地境界の実効線量、こちらはフィルターベントを使用する場合の被曝評価をすることになっていまして、これが５ミリシーベルト以下かということ、こういった基準を設けて確認してまいります。
また、事故時の環境、あと必要な作業項目、時間等を考慮して、きちんと対応手順が成立しますかというものが２つ目。
それと関係しますけれども、必要な要員とか必要な資源、水、燃料、電気、こういったものが確保されておりますか、こういったものをそれぞれ細かく確認していくのが有効性評価でございます。
１９ページ目に参りまして、こちら全交流動力電源喪失の例ということでご説明いたします。
真ん中のほうに今回抽出したシナリオということで安全対策なしということで右のほうに展開してございますけれども、それぞれの凡例は上のほうに少し書いてございますが、先ほども見ていただいたように全交流電源がなくなってしまうとなりますと。そうなりますと、直流で動きますＲＣＩＣという原子炉隔離時冷却系、これはタービン駆動で注水するというものでご- 29 -

ざいますが、こちらで注水をしますけれども、いずれは蓄電池の電池がなくなってしまうとい
うことでＲＣＩＣも停止して炉心損傷に至るという、これが基本の事故シナリオでございます。
これに対しまして、下のほうが安全対策ありということで、緑で塗ったところが重大事故対策で対応しているところでございますけれども、ガスタービン発電機でまずは給電をしまして、電気を供給すると。そして、逃し安全弁で減圧して低圧の注水を実施すると。最終的には除熱ということで、可搬型の熱交換機で除熱をするということで原子炉の安定冷却を確保するというようなことでございます。
左の下のほうに黄色で書いてございますが、こういった対策につきましては当社は深層防護の考え方に基づいて各層ごとに強化、多様化、多重化ということで複数の組み合わせを持って安全対策の厚みを加えてございます。右の例で申しますと、この点線の矢印のところでございますが、もしガスタービン発電機がなければモバイルとしての電源車により給電をする。あと、
低圧代替注水、こちら基本は常設型でございますけれども、モバイルの可搬型の大容量送水ポ
ンプによる注水。あとは、除熱につきましてもフィルターベント等で除熱もできるということ
で、バックアップ対策ということでも確認してございます。
２０ページ目に参りまして、少し詳し目の系統概要図ということでございます。
こちら事故発生後２４時間ぐらいの状況でございまして、事故が収束しているような状況でございます。真ん中に燃料というものがありまして、こちらを冷やしているわけですが、その周りにいろいろなポンプがございまして、赤でバツがしてございますのが電源がないということで、こちら機能できない状況でございますが、左上のほうにガスタービン発電機でこれら必要なものについて給電をするということで、ちょっと太線で示しております、真ん中にございますが、原子炉に注水する太線でございますけれども、こういった復水移送ポンプで注水をして、除熱につきましては下半分にございますけれども、こういった残留熱除去系ポンプですとかモバイルの熱交換ユニットを使って除熱をするということで事故後収束いたします。
解析で確認するパラメータにつきましては右のほうに青で示したようなものを後ほどご説明いたします。
２１ページ目に参りまして、こういった事故を収束させるためには、自動ではなくて実際人が対応するものでございます。こちらですけれども、お手元のアクセスルートのものとちょっと比べながら見ていただきたいと思うんですが、２１ページのところには発電所の常駐要員が３９名とございます。
こちらの内訳につきましては、緊急時対策本部要員６名、これは青の人間マークで示してお- 30 -

りますのが６名でございます。あと、２号機の運転員が７名、これは緑の人でございます。あと、重大事故等対応要員、これが赤で示してございますが、２０名。あと、そのほかに青のところでハッチングしてございますが、初期消火対応要員、消火要員です。これが６名ございま
して、発電所には常駐要員として３９名を常駐させることとしてございます。こちらの人間がそれぞれこういった事故が起こったときに、右のほうにちょっと細かく書いてございますが、誰がどういった作業を何時間以内でどこでするというような分析をしてまいります。
そのほかに、左下のほうに参集要員の構成がございますが、それぞれ３キロ以内、１７キロ以内にそれぞれそういった人がおりまして、そういった参集要員が駆けつけて対応に当たるということでございますが、少なくともこの３９名で初期対応はするということでございます。
実際この３９名がどのように分散されているかというのがお手元の資料でございますけれど
も、こちらちょっとごちゃごちゃして見づらいんですが、中に黄色で示してございますところ
が２つございますが、今お手元の回収資料でご説明してございます。事務新館というところ、こちらが緊急時対策本部要員、青の要員が宿直しているところ。あと、右のほうに旧事務本館とございますが、これが重大事故等対応要員の宿直場所でございます。こちらからそれぞれの人間がモバイル等の車を持って、ホースを敷設して対応するということで、最終的にはこのよ
うな配置になってそれぞれ事故を収束させるというような形になってございます。
続きまして、２２ページ目に参ります。
今ご説明しましたものと関係しますけれども、必要な作業と所要時間ということで、タイムチャートでございます。こちらの左のほうに必要な手順の項目と要員、あと手順の内容を記載してございまして、右のほうに時間で展開してございます。実際これは一部でございますけれ
ども、どのような運転員が、どのような対応要員が何をいつまでにするというものを細かく分析いたしまして、事故が収束するのを確認しているということでございます。
ここで例えば赤で枠で上のほうに示してございます注水に関しましては最初原子炉隔離時冷却への注水、後ほど２４時間以降に低圧代替注水系での注水を開始すると。あと、除熱につきましては２４．２時間のところで原子炉補機代替冷却系を起動して、冷却モードに２５時間以降で入るということを、これどの人がどのように動いてということで細かに分析してございます。
２３ページ目は今お手元の資料でご説明いたします。
２４ページ目は、こちらに必要な要員と資源ということで、表１のところ、こちらは先ほどもご説明しましたが、常駐要員で対応できると。あと、右のほうの表２でございますが、必要- 31 -

な資源、所内備蓄量ということで、原子炉に注水する水源、あとはモバイルの発電機とか送水ポンプ等を動かすのには軽油が要りますので燃料、あと、電源の負荷等を７日間ということで、
少なくとも７日間は評価するようにということで７日間としておりますが、ここで使う量と備蓄量を比べまして十分供給可能であることを確認してございます。
２５ページ目に参りまして、こちらが解析結果ということでございます。
こちら原子炉の圧力と被覆管の温度ということで、燃料が壊れないかということを評価したものでございますが、圧力につきましてはのこぎりのような形になってございますが、それぞれ逃し安全弁、あとは蒸気を使ったタービン駆動の原子炉隔離時冷却系等で、圧力の変動はいたしますが、高目の挙動は示さないということで基準を満足いたします。
燃料被覆管の温度、右のほうのグラフですが、こちらの基準は１，２００度でございますけ
れども、ごらんのとおり３００度程度で推移するということで基準を満足いたします。
続きまして、２６ページ目に参りまして、こちら格納容器の評価ということで、下に２つ、圧力と温度の推移を示してございます。この圧力につきましては限界圧力ということで、０．
８５４ＭＰａですが、こういった対策をすることによって０．３６２ＭＰａに抑えられると。
温度につきましても、これも２４時間から除熱に入りますので、限界温度の２００度以下に抑えられるというような評価をしてございます。
こちらはここまでが全交流動力電源喪失の解析結果ということで、審査会合もこちらの有効性評価につきましては２回ほど実施してございますが、まだ途中ですけれども、これまでに幾つかコメント多数いただいてございますが、こういったシビアアクシデント対策のほかにいろ
いろな自主的対策もあるでしょうということで、実際にこういった事故が起こったときに対応するものは自主対策も含めて全体像を示してほしいというようなこと、あと、こちらの全交流
動力電源喪失であれば原子炉隔離時冷却系２４時間運転いたしますが、きちんと運転できるのかというところです。
あとは、これは２号機の評価となっておりますけれども、そのほか１号機、あと３号機のほうに使用済み燃料等がございまして、そういったもの、１号機、３号機も同時発災した場合、こういった要員で対応できるのかといったところがコメントされているということでございます。
あと、フィルターベントを使うシナリオにつきましては、やはりＢＷＲの論点の１つということで、こちらの成立性というものが大きな論点の１つとなってございます。
以上、全交流動力電源喪失についてご説明いたしましたが、同様なことで２７ページ目から- 32 -

まとめということでございます。ＰＲＡで評価して選定しました事故シーケンスに対して、それぞれ今説明したような有効性評価をいたしまして、判断基準への適合性を確認してございます。右のほうに判断基準、評価結果の概要とございますが、それぞれの切り口、あと、どのシナリオでその切り口が出たかというものを示してございますが、全て基準を満足しているもの
でございます。
２８ページ目が、これが格納容器の破損防止ということで、格納容器の破損する現象をご説
明いたしましたが、それに対する対応、設備、あとその評価結果の概要ということで、それぞれああいった現象を対策によって抑制して格納容器が壊れないようにできるということを示してございます。
２９ページ目が、２つございますが、今使用済み燃料プールということで福島第一の４号機のような状態、除熱ができないような状態でもどうかということで確認してございますが、対策としては注水系を設けまして水がなくならないようにできるということを評価してございます。
下が停止中の原子炉への対策ということで、停止中でも崩壊熱を持っている燃料がございま
すので、それらに対しての評価ということで、これも対策でもって冷却できるということを確認してございます。
一番最後に略語集ということで、これを参考につけてございます。
以上、ご説明いたしましたが、ＰＲＡで評価すべき事故シーケンスを選定いたしまして、それに対して用意した対策での有効性をそれぞれ１つずつ確認したということでございます。以上、ご説明でございます。
○座長

ただいま東北電力株式会社から説明がございましたが、委員の先生方、何か質問等ございましたら発言をお願いしたいと思います。関根先生、お願いいたします。
○関根委員

全体を完全に理解できているわけじゃないのでちょっと教えていただきたいんです

けれども、最初のところでレベル１．５のリスク評価も行い、放出の放射性物質の種類等の評価を行わないという前堤で行われているというふうに伺いました。途中からは敷地境界外での実効線量の基準があったり、あるいは最後のほうではセシウムの総放出量というものがあった
り、実際は放出が含まれています。それを教えていただきたいということが１つです。
それから、この確率を考えるときにヒューマンエラーというのはどういうふうに中に取り込まれているのかということが１つ。
それから、全体としてそれを行ったときの妥当性というのか、先ほど規制委員会でも同じよ- 33 -

うにあったというふうに伺いましたけれども、それもお教えいただければありがたいと思います。以上です。
○東北電力株式会社

まず、１点目の放出量の評価でございますが、こちらＰＲＡの手法としてはこういった事故が起こったときの種類、量の評価がございます。今回の新規制基準上の扱い
でございますけれども、こちらにつきましては２７ページをごらんいただきますと、こちら炉
心損傷防止対策ということで敷地での実効線量を評価してございますが、こちら炉心損傷防止のときにベントを使うときにこの線量評価をしなさいというようなものが規制上の要求でございます。重大事故が起こった後の評価につきましては、２８ページになりますけれども、こちらが重大事故が起こった後、格納容器をいかに防止するかということでございますが、こちらについては長期的な環境影響評価を確認する観点でセシウム１３７の放出量の評価をするということで、敷地での線量評価というものは基準上設けられていないというのが実態でございます。ですので、このような炉心損傷防止対策の中では実効線量の評価と、重大事故が起こった
後につきましてはセシウムの総放出量での評価というようなことをしてございます。
あと、２点目のヒューマンエラーでございますけれども、こちらは５ページ目にございます。
こちらはＰＲＡの手法のところでございますが、こちらの矢尻の３つ目がございまして、フォールトツリーの解析の中で機能喪失する要素ということで機器故障と人的過誤がございます。
この人的過誤がフォールトツリーの解析の中で人間が、例えばＥＣＣＳが、非常用ポンプが何らかの形で動かないときにバックアップをするとか、運転員が手動で何かを操作するといったものを人的過誤ということで具体的には参考指標ということで評価してございますが、そちらをこのツリーの中に入れて人間のヒューマンエラーについても評価してございます。
○関根委員

３点目もございます。全体としての妥当性ということです。

○東北電力株式会社

全体としての妥当性ということでいいますと、個別に実際やっておりますのは、先ほどもごらんいただきましたように、２７ページ目ですか、こちらまとめでございますけれども、抽出した選定した事故シーケンスグループ、こちらが主要なものということで２７ページ目、２８ページ目、２９ページ目ということでございますが、これはそれぞれについて評価をするということですので、全体ということというよりは個別に詳しく確認していって、それぞれ基準を満足するというふうなことで評価をしてございます。全体としては今いる要員
とか対策等でこういった考え得る重大事故を収束できるということを示すというものが有効性評価となってございます。
○関根委員

では、済みませんけれども確認だけ。例えば１８ページですが、最初のところで真- 34 -

ん中のちょうど計算プログラムを使用した解析により判断基準を満足することを確認するとありますよね。それの６番目に敷地境界外での実効線量は５ミリシーベルト以下であることと書いてあるんです。これは年でしょうか。まずは。「／年」。
○東北電力株式会社

いえ、この事故が起こってから収束するまでというか、トータルになりま

す。
○関根委員

そうすると、ここのところには今のベントの影響をここに入れると。

○東北電力株式会社

はい、有効性評価では炉心損傷前に炉心損傷を防止するためにアーリーベ

ントということで格納容器を守って炉心損傷を防止するのが対策がございますけれども、そのときの実効線量というものを評価してございます。
○関根委員

わかりました。それから、５ページ目の先ほどおっしゃった人間信頼性解析結果を用いて定量化というものを私も見ていたんですけれども、それぞれのところで出てくる係数が具体的でないのでわかりませんでした。これは例えば先ほどのように間違った記録をつけてしまうとか、そういう同じレベルの確率の値が用いられているんでしょうか。
○東北電力株式会社

まず、概略のご説明で、後から阿部が詳しく補足をするようにしますけれ

ども、この人間信頼性評価については何かやらなければいけない行動、例えば自動で起動しなければいけないものが自動で起動しないということをできるか、その認知に失敗するか、それから、それが迫られている状況が非常にストレスが高い環境なのかという、その人の判断の種
類、それから置かれている環境に応じて係数が変わるようなモデルがつくられています。それを、ちょうど５ページの右側には機械が壊れるのはどうやったら壊れるかというものを分解していますけれども、これを頭に人間のアクションを、やるべき行動を置いて、それが行えない
理由はまずその人が今行わなければいけない状況だということの認知に失敗するとか、あるいはわかったんだけれどもストレスのために間違った行為をしてしまうとか、そういうふうに展開をしていって、そこに世界で標準的に用いられている信頼性のデータを当てはめて、この一番頭にある、例えば私が説明を間違える確率はということを評価するというようなことになります。
○東北電力株式会社

今、説明しましたように、ツリーの中にストレス性レベルというものを考えておりまして、その事故の状況に応じてレベルを変えて評価をしているということです。
○座長

兼本先生、お願いいたします。

○兼本委員

幾つか質問があるんですけれども、最初に教えてほしいところは２１ページです。

対策の人員配置のところなんですけれども、重大事故対策要員２０名とあるんですけれども、- 35 -

これは新しくつくられるポジションなんだと思うんですけれども、これの教育とか訓練体制です。運転員は定期的な訓練があると思うんですけれども、それと同じようなことになるのか、
あと、どういう方がここに任命されるかです。定期的に異動される方なのか現場にずっと張り
ついていられる方なのかというところです。その辺も含めて、運転員との役割分担をちょっと教えていただきたい。
○東北電力株式会社

２１ページ目でございますが、重大事故等対応要員、こちらは主に発電所には運転をする部門と、あと補修部門、あと放射線管理等ございますが、そういった運転以外の主に補修部門の方がメーンとなりますけれども、こういった３９名を回すにはほかの要員もですので、運転以外の部門の者でこの重大事故対策要員を構成して交代勤務で常駐するというふうな形になります。もちろん専門もございますので、電源とか、例えば機械系ですとポンプ
注水要員とか、そういったことがございますが、運転部門以外の者で構成いたします。この教育につきましては、例えば電源車ですとか可搬型大容量送水ポンプ、それぞれいろいろなモバ
イル機器を使いますので、それらを使って、実際、今、女川のほうには電源車等もございまして、定期的にその電源車を使って動かして接続する模擬訓練というものをしてございますが、そういったものをこの対策に応じて電源車、あと可搬型大容量送水ポンプ、あとは除熱の熱交車とございますが、そういったものをそれぞれ使って個別の要素訓練をしていくというものと、
あと、それらを総合した総合訓練というものも年に数回行うこととしております。
○兼本委員

そうすると、やはり現場の訓練がメインですね。運転員であればいろいろなシナリ

オのときの運転手順の訓練などがあると思います。重大事故等対応要員に関して、一般的な安全に関する教育とか事故に係る系統を理解してもらうとか、そういうものの教育・訓練というのはまだ考えられていないですか。どこかの既存の社内教育の中で入るとは思うんですけれども。よく運転員で、手順は覚えるんだけれども本質的なプラントの挙動の理解が欠けているとかいう話が時々あるので、やはり教育はしっかりお願いしたいということです。
もう１点、ちょっとそれと絡むんですが、３ページです。ＰＲＡです。理論的に考え得る全ての事故シナリオを対象としているのがちょっと気になります。今回説明いただいたようにシ
ナリオがわかればいろいろな対策は出てくると思うんですけれども、ここで理論的に全てが考えられるわけじゃないということも現実だと思います。絶対安全はないということで、現実に起こりそうにないことまで想定すると「抜け」があるはずなので、その「抜け」を考えるような教育というのはあり得るのかということをちょっとお聞きしたい。共通原因故障があるかということを以前に聞いたことがありますが、ＰＲＡで一番難しいものの１つは共通原因故障だ- 36 -

と思います。ですので、こういった視点で抜けがあり得るわけです。そういうものを見つけるというのはやはり大事なことだと思うんですけれども、それを見つけるようなアイデアがあるかどうかというかについてご意見をお聞きしたいなと思います。
○東北電力株式会社

まず、先ほど教育は大事なのでお願いしたいということで、こちら我々も肝に銘じております。アクシデントマネジメントというか、教育につきましては過去にもＧＭＩ等経験しておりますので、自主的に対策をして手順も整備しておりまして、そういった教育をやってございましたが、今回の福島第一事故を踏まえましてもっと拡大して、また、先ほどもご指摘いただきましたように、こういった重大事故の対応要員につきましてはなかなか全体像を把握しづらいということですので、このシビアアクシデントがどういうものかとか、こういう現象が起こったらどのようになっていくかというものを教育の中に取り入れていくつもりでございます。
あと２点目ですが、理論的に考え得る全ての事故ということで、確かにこういったＰＲＡを使いましても結局は起因事象が何かと、あと事故がどういうふうに進展するかという先ほどのＥＴＦＴでの範囲でしか考えられませんので、こちらについては１つは外部事象がメーンになるかと思うんですけれども、こういったものにつきましては自主的な安全性向上ということで、いろいろな海外の事例とか国内の他社トラブルとか、そういったものを見て、今の対策で抜けがないかというものを常にＰＤＣＡを回して対策の充実化を図っていくというふうな体制を構築してまいります。
あと、最終的にこの対策が有効に働かなかった場合というのは、深層防護でいうと大規模放出ということになるわけですが、そういったものも考えておりまして、仮にこのシビアアクシ
デント対策が働かなかった場合の大規模放出対策ということで、なぜか知らないけれども格納容器から放射性物質が漏れるような事象に対応するような対策、例えば放水法で水をかけるですとか、そういった多重防御を考慮した対策というものも考えてございます。
○兼本委員

ありがとうございます。ちょっと１つだけ思いつきのコメントでもあるんですけれ

ども、どういうような故障をすり抜けて大きな事故に至るのかは、なかなか机上ではわからな
いこともあると思います。設計部門の人はその中でしか考えられないので、例えば現場でいろ
いろな教育をやる中でどうやれば事故が起こるんだろうとかという、ブレーンストーミングのようなことを考えてみていただきたいなというお願いです。以上です。
○東北電力株式会社

確かに我々どこかで、例えば今回適合性申請をやって審査でどこかで評価が出たとしても、そこで止まると今、先生おっしゃったように進歩がありませんので、先ほど- 37 -

阿部が申しましたように、やはりアメリカでもプレカーサースタディーとかありますけれども、やはり起きている事象が今のＰＲＡのモデルに対してちゃんとカバーされているのかというような見方をすることとか、あとやはりＰＲＡをやる以上もう１つ重要なことは、不確定性があると。ＰＲＡを確定値のように扱い始めると、やはり我々もともと確率論的な不確定な事象を扱っているので、我々の評価結果自体に非常に不確定性があるんだということもいつも頭に入れていくようなことも含めて、それから、事象進展のやはり時間的な、どういう時間でどういう事象が進み得るのかということもやはり深みのある知識を対応要員である我々が身につけな
いと、単に電源車をつなげばいいとか、そういう行為だけじゃなくて、全体がわかるようなレベルの高い対応ができるようにするためにそういうことが必要だと思うんです。そういうもの
は総合訓練とか、あと、訓練自体ＰＤＣＡを回していますので、より短い時間で確実にできるような訓練とか、あるいはアタッチメントの工夫とか、マーキングを工夫するとか、マニュア
ルを直すとか、そういうことは日々取り組んでおりますので、継続的な改善に努めてまいりた
いと思います。
○長谷川委員今、兼本先生や加藤部長がおっしゃったことに関係するのですけれども、やはりこういうことをやるときに、担当者が机上でしか物を考えていない場合が往々にしてあります
が、それは非常に危険なことです。やはり担当者は、現場に立って注意深く安全性にかかわる
自分を思い浮かべ、イマジネーションを働かせながらよく煮詰めて、その確率だとかイベント
ツリーを常に見直していただきたいと思います。このＰＲＡ、私の考えでは、これは安全を保つ、安全だと言うためのものじゃなくて、どこにリスクが高いかということを示すものだというふうに理解すればこれは大いに使ったほうがよろしいかと思います。そういった観点もからもよろしくお願いしたいと思います。それで、例えば５ページに“起因事象発生頻度は国内Ｂ
ＷＲ運転実績と機器故障率を使用”とあります。このように国内の何らかデータベースを使うとすると、今回、女川２号機固有の値というのはどこにも入ってこないのではないかが気になります。一方、今度、女川特有のこととして入ってくるのは、例えば非常用電源だとか、いろ
いろなそういう安全対策のみとして現れるのだろうか。そういうようなところが疑問に思います。
それから、このレベル１．５というと、例えばヨーロッパですとレベル２までやっているところもありますね。今まで何もやっていなかったんで１．５でもいいんじゃないかという意見もありますけれども、将来的にここでとどまるのかどうか。今回の現時点では何とも答えられないかもしれませんけれども、その展望をお聞かせ願いたいと思います。
- 38 -

それから、例えばアメリカなんかですとこのシビアアクシデント確率を発電原子炉ごとに発表しています。そうすると、ここの原子炉は問題がある、安全対策をもっとしっかりやらなけ
ればいけないというふうにＮＲＣが発表できるわけです。日本はどういうわけかＰＲＡをずっと採用してこなかった。これをもっと早く採用していれば、仮定の話で何とも言えませんけれ
ども、福島原発のことはある程度チェックできたのではないかとも思います。
それから、今度もう１つ素朴な疑問ですけれども、例えばここにＰＲＡ評価の結果として、
例えば（レベル１ＲＰＡの全炉心損傷頻度が）２×１０マイナス５乗／炉年、すなわち５万年に１回だとあります。一方、非常におかしなことは、平均としておおよそ１，０００年に１回の例えば貞観地震の地震・津波という事象をある意味で見逃してきた（無視してきた）のが福島の場合ではないのかと思います。何かそのようなとんでもないことがありやしないかということにも気をつけていただきたいと思います。以上です。
○東北電力株式会社

ありがとうございます。何点かございましたけれども、まずＰＲＡのデー

タでございますけれども、国内のＢＷＲの運転実績ということで、ＰＲＡをやり始めるときはこういった実績もないので海外を例にやっていましたが、国内で充実してきたところでＢＷＲの運転実績を使ってございます。
さらに、ちょっと今回ご紹介しませんでしたけれども、プラント固有のデータでどうかということがコメント等ございまして、女川でも過去に幾つかトラブル等、あとは通常停止をしておりますので、そういったものを加味するとどうかということで、細かくベイズ統計書手法を使用しまして女川２号の分布というものを仮定しまして評価というものを感度解析してございます。その結果は、ほぼ固有のデータの影響はないということで確認はしてございます。
あと、もう２点目はレベル２とかレベル３でございますが、こちら先生がおっしゃったように、やはり日本ではＰＲＡをあまり実効的にやってこなかったという反省がございます。ですので、国もどんどん使っていこうということでございますが、当社といたしましても今後レベ
ル２、あとは最終的にはもちろんレベル３、フルスコープでのＰＲＡというものを今後実施していくということでございます。これに当たっては全電力内での手法、最初にご説明しました
ように手法もきちんと確率していかなければならないということで、全電力内でそれぞれレベ
ル２とかレベル３の手法を具体的にどうするのか確立しながら、それを各社に展開して、我々としても最終的には、ちょっと時期がいつかというのは言えませんが、国の安全性向上評価でも求められているものでございますので、なるべく早くそちらに着手できるように考えてございます。
- 39 -

３点目の、確かにここで出た数字、２×１０マイナス５乗、あとは貞観地震と、実績では１，
０００年に１回だったと、そういうものがございます。例えば津波でございますとそういった過去のものと、あと実際起こり得る津波のハザードというものを確率評価いたしまして、それをもとに評価をしてございます。その結果がごらんいただきましたものでございますけれども、こういったハザードにつきましてはやはり最新知見というものが随時更新されていくものでございますので、それを取り入れて、このＰＲＡは本当にこれで終わりではなくて、これをどん
どんローリングしてバージョンアップしていくということを我々は今後実施していきたいと思ってございます。
○長谷川委員それから、現場をよく見ていただきたいと思います。もう１つそれに関して言いたいのは、実際の重大事故の緊急時には平常時の能力はないことです。例えば、私が３０歳ちょっと前のことです。勤務先の実験室でぼやがあり、室内は煙で全く物が見えなくなっていました。そのときの先生から「長谷川君、電話連絡をしなさい」と言われました。その当時はダイヤルの電話（その当時は６桁の電話番号）だったのですけれども、なかなか電話をまともにかけられなかった経験があります。要するに緊張していてまともな作業や判断が難しかったのです。人間がエキサイトしていて、どう見ても幼稚園生くらいの能力しかない。そういうことは危機管理の専門家がたくさん考えておられますから、そういうファクターは重要と思います。
どうかこういう解析をされるときに、人間は神様じゃないし、もう子供みたいな作業しかできない場合もあるし、それを対処するのは教育訓練しかない、さらに例え教育訓練したとしてもやはり実際の事故になるとそうはうまくいかないという点もよく考えていただきたい。
○座長

そのほかございますでしょうか。私のほうから二、三お聞きしたいんですけれども、まず、ＰＲＡの解析で感度解析をやられているかどうかということで、例えば炉心損傷頻度のここに書かれた数値に対してある幅を持って数値が出てくると思うんですけれども、そういう感
度解析の結果があればどういう幅になっているかということ。それから、同じＢＷＲでもこういう解析をやっているものと比較してどの程度なのかと。日本だけじゃなくて国外でも結構ですので、その数値を教えていただければということです。
もう１つ、シビアアクシデントのコード解析のツールを持っているのか、それとも今後ツールを整備していく予定はあるのか。それに対して検証とか、そういうものをどういうふうに考えているのか、その辺をできる範囲で、また、今日でなくても結構ですので教えていただければと思います。
○東北電力株式会社

ありがとうございます。まず、１つ目の感度解析でございますけれども、- 40 -

こちら１つは幅を持っているという意味では不確実さ解析というものをやってございまして、
実際、故障データのある確率といっても幅を持っておりますので、そういったものを掛け合わせたもので、結果も幅を持っているということになります。したがって、その不確実さ解析で実際に最終的な値がエラーファクターが幾らかと、そういうふうな具体的な評価をしてございます。それが１つと、あと感度解析ということで幾つか感度解析をＰＲＡの中でもしておりますが、例えば今ご説明しましたような全交流動力電源喪失でございますと、例えば送電線が後から復旧した場合、そういった場合は確率的に少しよくなるということで、外部電源がありの場合なしの場合とか、そういったような感度解析等を一部してございます。
あと、炉型との違いということでございますけれども、まず今回のＰＲＡの目的はあくまでも事故シーケンスの選定ということでございますので、余り数値自体には大きな意味はないと思っておりますけれども、例えば今回、適合性審査、ＢＷＲで何社かしてございますが、中国電力が同じＢＷＲ５の８０万クラスと、マークⅠ改良型でございますけれども、こちらでいきますと全炉心損傷レベル１ですが、７．４×１０マイナス６乗でございます。女川２号が６．
２×１０マイナス５乗ということで、若干女川のほうが高いものになってございます。ただし、内的事象で見ますと女川が２×１０マイナス５乗で、中国電力島根のほうが６×１０マイナス６乗ということで、これも多少差はございますが、やはり評価手法で先ほどの人間信頼性解析ですとか、あとはモデルのとり方、それが少し変わりますと、今ので３倍ぐらいの差があるんですけれども、そのぐらいの差がありますけれども、なぜそういったものが違いがあるのかといったところは分析をしてございます。したがいまして、女川２号のこの数字がどうこうということではございませんが、今国内で実施しているものにつきましては、ほぼ５乗とか４乗レ
ベルになってございます。ちなみに川内の１、２号も、こちらがレベル１の全炉心損傷頻度で２．８×１０マイナス４乗ということですので、それなりの数字となってございます。突出して悪いとかよいとかということではないと思っております。
あと、ツールにつきましては、このＰＲＡにつきましては世界的にはかなりもうヨーロッパ
でも米国でも使われておりまして、そういったツールはたくさんございます。当社で使っておりますのはリスクスペクトラムという題名でございますが、こういったものを使ってございま
して、世界的に、特にヨーロッパのほうで使われておりますツールを使ってございます。そちらの検証につきましては世界的に使われておるものということと、あと内部ではもちろん今までのコードとどうかとか、今回の適合性審査の中ではほかのコードとどうかといったことで検証をして問題ないと確認してございます。以上でございます。
- 41 -

○座長

不確定解析についてはちょっと数値でどのぐらいの幅があるのかというものを次回、あるいは今後、規制庁でいろいろ審査が進んでいく中で、その結果と一緒に報告していただいても結構だと思うんですが。
そのほかご質問。栗田先生、お願いします。
○栗田委員

幾つか教えていただきたいことがありまして、最初のＰＲＡの結果なんですが、事

故シーケンスのグループ別なんですけれども、先ほど説明していた全交流動力電源喪失というのは４割、ほかですと大体若干多いぐらいです。これについても十分検討されているというふうに解釈させていただいていいでしょうか。
○東北電力株式会社

先ほど全交流動力電源喪失が大きいということで、先ほどちょっとご説明した例ですと、こちらが起こったときの有効性評価ということでございまして、そのほかに崩壊熱除去機能の喪失、その後のＬＯＣＡ、それぞれ基本的には７つの事故シナリオを先ほどご説明しましたが、それで網羅されておりますので、その代表で有効性評価をしてございます。
○栗田委員

ＰＲＡについてはいわゆる重大なものを抽出するということで、事故は起こるものだと前提して深層防護の対策を考えたと。その対策というのが先ほど１９ページにあるグリーンで囲われた３つが３層になっていると、そういうふうに解釈してよろしいでしょうか。
○東北電力株式会社

対策につきましてはここでは本当に代表例でございまして、このほかにたくさんございます。そちらにつきましては別な機会に重大事故対策のハード対策、こちらをご説明する形になります。ここでお示ししておりますのは全交流動力電源喪失が起こったときの対策ですので、それを並べております。
○栗田委員

あともう１つ。電源を完全に喪失して２４時間以内に冷却が始まるような対策を考えているんだというふうに解釈してよろしいでしょうか。
○東北電力株式会社

この全交流動力電源喪失ですと、ちょっと規制の要求がございまして、２４時間までは電源を復旧しないというのがちょっと条件になっておりまして、２４時間以降冷却をするということでございますけれども、ほかのシナリオですと例えば８時間ぐらいから別な冷却系を動かすとか、そういったことですので、そのシナリオによって注水時間等が変わってまいります。
○源栄委員○座長

１つよろしいですか。

どうぞ、源栄先生。

○源栄委員

事故シーケンスとしていろいろな起因要素があるかと思いますがうんですけれども、

やはりリスクの確率を下げるにはシステムの並列化が基本であると思います。直列システムじ- 42 -

ゃなく並列システムです。この観点からそうすると、並列のシステムを考えた対策をどのように考えているのかということです。それぞれのところで２つであったものを３つにすればどれぐらいトータルで効くのかとか。そうすると、限られた予算の中でどれが一番効くのかというような議論もできるかと思います。そういう検討はなされているのですか。どんなに金かけても直列システムにして最後に弱いものをつくったら全てが無駄になるというのが一番まずいシ
ステムです。そういうシステム設計の検討をしているのか、どうなのでしょうか。
○東北電力株式会社

ちょっとこれは回答になるか、１９ページをごらんいただきますと、左の下のほうに黄色でハッチングしておりますが、対策の考え方をちょっと示してございます。基
本的には設備の強化というのは、例えば地震対策とかすると。やはり多様化というのは例えば違う注水機能というか、蒸気タービンで注水するのか、モーター駆動で注水するのかとか。あと、多重化というのはまさに２つあったものを３つにするとかであります。
ここで今回やはり福島事故での教訓の１つは、同じものが何個あってもそれが一度に共通原因で津波でやられてしまうということがございます。なので、今回我々としては同じものを幾つかというよりは多様化というものに観点を置きまして、例えばここでいいますと常設型のポンプ、これについてはもうその場所に何かが来てしまえば壊れてしまう。ただし、モバイルであれば外からそういった場合でも持っていけるとか、そういった多様化というような視点でも対策をしてございます。これが確率にどう効くかというのは、今後こういった対策をやった評
価をしていきまして効果を確認、具体的にはＰＲＡでの効果を確認してまいります。あと、Ｐ
ＲＡの中では先ほどの並列システムということで、２つ３つあるものについては共通原因故障というものを考えておりまして、やはりそういったところで頻度としては高くなってしまいま
すので、そういったものも今後対策を考えていく上で重要なところだと思っていまして、対策と評価をしてまいりたいと思っています。
○座長

そのほかございますでしょうか。よろしいでしょうか。この重大事故対策のその１の議事につきましては、これで終了としたいと思います。今後、規制庁での進捗状況等につきましても適宜ご報告をしていただければというふうに思います。
それから、今日の説明を聞いて、先生方におかれましては何か改めてご質問等がございまし
たら事務局に提出していただければというふうに思います。

（３）その他○座長

では、次に（３）のその他とありますけれども、事務局から何かありますでしょうか。
- 43 -

○事務局

いいえ、現在のところ予定している議題はございません。先生方のほうで何か特別にご議論いただきたいものがあれば、その他として上げていただければと思っている次第でござ
います。
○座長

先生方、何かございますでしょうか。よろしいでしょうか。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。

４．閉
○司会

会
若林先生、ありがとうございました。それから、各先生方には貴重なご意見大変ありがとうございます。
それでは、これをもちまして、第３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とします。皆様お疲れさまでした。

- 44 -