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柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉審査資料
資料番号
KK67-0091 改09
提出年月日
平成29年8月21日

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉

原子力事業者の技術的能力に関する審査指針への適合性について

平成29年8月
東京電力ホールディングス株式会社

説明資料 目次
１． はじめに
２． 「原子力事業者の技術的能力に関する審査指針」との対応について
３． 技術的能力に対する適合性（１）組織（２）技術者の確保（３）経験（４）品質保証活動（５）技術者に対する教育・訓練（６）有資格者等の選任・配置（参考 1）福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた取り組み（参考 2）免震重要棟・防潮堤等の審査対応の問題とその原因と対策（参考 3）原子力安全に対する経営層の意識改革について

１ ． はじめに本申請にあたり，新たに制定された「実用発電用原子炉及びその附属施設の位
置，構造及び設備の基準に関する規則」（平成 2 5 年 6 月 1 9 日制定） により，自然災害や重大事故等への対応について，設備及び運用を新たに整備した。
これらの柏崎刈羽原子力発電所に関する当社の技術的能力について，「原子力事業者の技術的能力に関する審査指針(平成 1 6 年 5 月 2 7 日， 原子力安全委員会
決定)」（ 以下「技術的能力指針」という。） への適合性を示す。
２ ． 「原子力事業者の技術的能力に関する審査指針」との対応について
柏崎刈羽原子力発電所に関する技術的能力については，次の６項目に分けて説明する。また，技術的能力指針との対応を併せて示す。
（１）組織（２）技術者の確保（３）経験（４）品質保証活動（５）技術者に対する教育・訓練（６）有資格者等の選任・配置⇔ 指針１ 設計及び工事のための組織
指針５ 運転及び保守のための組織⇔ 指針２ 設計及び工事に係る技術者の確保
指針６ 運転及び保守に係る技術者の確保⇔ 指針３ 設計及び工事の経験
指針７ 運転及び保守の経験⇔ 指針４ 設計及び工事に係る品質保証活動
指針８ 運転及び保守に係る品質保証活動⇔ 指針９ 技術者に対する教育・訓練⇔ 指針 10 有資格者等の選任・配置

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３． 技術的能力に対する適合性（１）組織指針 1 設計及び工事のための組織
事業者において，設計及び工事を適確に遂行するに足りる，役割分担が明確化された組織が適切に構築されていること。①【解説】１）「設計及び工事」の範囲は，当該事業の許可等に係る使用前検査に合格するまでをいう。但し，廃棄の事業のうち廃棄物埋設の事業については使用前検査の制度がないことから，
当該許可等に係る最初の廃棄体を受け入れ施設に受け入れる時点より前をいう。
２）「構築されている」には，設計及び工事の進捗に合わせて構築する方針が適切に示されている場合を含む。
指針 5 運転及び保守のための組織
事業者において，運転及び保守を適確に遂行するに足りる，役割分担が明確化された組織が適切に構築されているか，又は構築される方針が適切に示されていること。②【解説】１）「運転及び保守」の範囲は，当該事業の許可等に係る使用前検査に合格し，施設の使用を開始した後をいう。但し，廃棄の事業のうち廃棄物埋設の事業については使用前検査の制度がないことから，当該許可等に係る最初の廃棄体を受け入れ施設に受け入れた時点以降をいう。
２）「組織」には，施設の保安に関する事項を審議する委員会等を必要に応じて含むこと。
本変更に係る設計及び工事，並びに運転及び保守（以下「設計及び運転等」という。）を適切に遂行するに足りる，役割分担が明確化された組織が適切に構築されていることを以下に示す。
（設計及び運転等を行う組織）
ａ． 本変更に係る設計及び運転等は別紙１－１に示す既存の原子力関係組織にて実施する。
これらの組織は，別紙１－２に示す職制および職務権限規程（以下「職務権限規程」という。），別紙１－３に示す「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」第 43 条の 3 の 24 第 1 項の規定に基づく柏崎刈羽原子力発電所原子炉
施設保安規定（以下「保安規定」という。）等で定められた業務所掌に基づき，明確な役割分担のもとで柏崎刈羽原子力発電所の設計及び運転等に係る業務を適確に実施する。
（設計及び工事に係る組織）

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（ａ） 本変更に係る設計及び工事の業務における役割分担については，別紙１－２に示す職務権限規程，別紙１－３に示す保安規定に定められた業務所掌に基づき，以下を考慮して工事ごとに担当する組織を決定している（①-1 原子力関係組織図，
職務権限規程，保安規定）。
大規模な原子力設備工事（発電用原子炉設置変更許可申請を伴う工事，原子力発電設備の新増設工事，重要度の高い設備で当社原子力部門が初めて導入する設備の工事等）に関する設計計画の策定に関する業務については，原子力・立地本部の原子力設備管理部が実施する。
大規模な原子力設備工事の具体的な設計及びその他の工事における設計
業務全般については，柏崎刈羽原子力発電所において実施することとし，職務権限規程及び保安規定における業務所掌に応じて担当する組織を決定している。
現地における工事に関する業務は，原子力・立地本部の原子力設備管理部
又は柏崎刈羽原子力発電所で策定した設計計画に基づき，柏崎刈羽原子力発電所にて実施することとし，職務権限規程及び保安規定における業務
所掌に応じて担当する組織を決定している。
（運転及び保守に係る組織）（ｂ） 本変更に係る運転及び保守の業務における役割分担については，別紙１－２に示す職務権限規程，別紙１－３に示す保安規定に定められた業務所掌に基づき，以下を考慮して担当する組織を決定している。（②-1 原子力関係組織図，職務権限規程，保安規定）
柏崎刈羽原子力発電所における運転管理及び保守管理に関する基本的な方針については，原子力・立地本部の原子力運営管理部が策定する。
現地における具体的な運転及び保守の業務は柏崎刈羽原子力発電所の担当する組織が実施する。現地における業務については，以下のように実施する。
運転管理に関する業務
原子炉安全グループ，化学管理グループ，発電グループ，作業管理グル
ープ，当直，運転評価グループ，燃料グループ
保守管理に関する業務
放射線安全グループ，保全総括グループ，タービングループ，原子炉グ
ループ，高経年化評価グループ，電気機器グループ，計測制御グループ，
環境施設グループ，環境施設プロジェクトグループ，システムエンジニアリン
ググループ，電子通信グループ，直営作業グループ，土木グループ，建築グ
ループ
燃料管理に関する業務
放射線管理グループ，当直，燃料グループ

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放射線管理に関する業務
防護管理グループ，放射線安全グループ，放射線管理グループ，化学管理グループ，計測制御グループ
放射性廃棄物管理に関する業務
放射線管理グループ，化学管理グループ，当直，燃料グループ，計測制
御グループ，環境グループ
緊急時の措置に関する業務
防災安全グループ
各グループは，当該グループのグループマネージャーが業務の遂行管理及び品
質マネジメントシステムの実施を適正に行うことができる管理単位として定めている。
（安全・品質向上に向けた組織）（ｃ） 福島第一原子力発電所の事故以降，原子力・立地本部の安全・品質が確実に向上する体制へ見直しを図るため，組織改編を行った。
具体的には，本社原子力部門の組織が 6 部体制に拡大していたため，組織横断的な課題への取り組みが遅延し，かつ発電所側から見た本社カウンターパートが不明確であった。このため，原子力・立地本部内の設計及び運転等に関する安全・品質に関する計画立案，調査・分析，経営資源配分を一体的に行い，本部内の統制を強化し安全・品質向上の取り組みを推進する「原子力安全・統括部」を平成 25 年
9 月に本社に設置した。（①-2，②-2 原子力関係組織図，職務権限規程，保安規定）「原子力安全・統括部」は，原子力安全をはじめとする安全・品質向上のプロセス
強化及び推進，原子力リスクを含む本部のリスク管理の総括，本部の品質方針の管理・業務計画の総括・管理，本部の組織・人事運用の総括，不適合管理・国内外運
転経験情報活用の総括等を行う。これにより，原子力・立地本部内の統制を図り，原子力発電所に対するガバナンス，監視，モニタリング及び支援を行い，原子力安全に係る機能の強化を図っている。
また，発電所においては，福島第一原子力発電所事故当時は，安全に関わる組
織・責任が分散されていたため，原子力安全に関し発電所全体を俯瞰する機能として，従来の安全管理，技術総括，放射線安全，防災安全の機能を一括管理する原子力安全センターを設置し，原子力安全に係る組織の強化を図っている。（①-3，②-3 原子力関係組織図，職務権限規程，保安規定）（人財育成のための組織）（d） 原子力部門の全社員に対し，原子力安全を高める知識・スキルを継続的に学ぶ機会を提供するため，原子力・立地本部長の元に原子力人財育成センターを平成
28 年 12 月に設置した。
原子力人財育成センターでは，体系的な教育訓練アプローチ（SAT：Systematic4

Approach to Training）に基づき，原子力部門全体の人財育成に必要な教育訓練プ
ログラムを構築・提供するとともに，個人別の力量・資格認定を一元的に管理することで，社員各個人の長期的な人財育成プランを立案，支援する。さらに，原子力部
門の各職位・役割に必要な要件を明確化し，要件に応じた人財育成を実施していく
ことで，原子力部門としての技術力の維持・向上を実現する。
（原子力防災組織）
ｂ． 運転及び保守の業務のうち原子力防災業務について，自然災害や重大事故等にも適確に対処するため，所長（原子力防災管理者）を本部長とした原子力防災組
織を構築し対応する。
本部長が緊急時態勢を発令した場合は発電所緊急時対策本部を設置し，平時の業務体制から速やかに移行する。
柏崎刈羽原子力発電所，本社における原子力防災組織の全体像は別紙１－４に示すとおりであり（②-4 原子力防災組織図），具体的な業務内容は別紙１－５に示す原子力災害対策特別措置法第 7 条に基づき作成している「柏崎刈羽原子力発電所原子力事業者防災業務計画」で定めている（②-5 防災業務計画）。
（ａ） 柏崎刈羽原子力発電所における原子力防災組織
福島第一原子力発電所事故では，現場が混乱し，迅速・適確な意思決定ができなかったが，要因として発電所緊急時対策本部の情報共有と指揮命令が混乱したことが考えられる。
これを教訓として，指揮命令が混乱しないよう監督限界を設定するとともに，各統
括・機能班の役割を明確にし，発電所対策本部長の権限を各統括・班長に委譲することで，上位職の指示を待つことなく，自律的に活動可能な体制を整備している。
柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災組織は，柏崎刈羽原子力発電所の技術系社員（以下「技術者」という。），事務系社員により構成され，所長（原子力防災管理者）を本部長とし，原子炉主任技術者，安全監督担当，統括のほか，8 種類の機能班で構成される（②-4 原子力防災組織図）。各班は，業務所掌に基づき原子力災害の発生又は拡大の防止に加え，緩和するために必要な活動を行う（②-6 防災業務計画）。
重大事故等が発生した場合は，緊急時対策要員にて初期活動を行い，発電所
外から参集した緊急時対策要員を加えて柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災組
織が構成され，役割分担に応じて対応する。また，自然災害と重大事故等の発生が重畳した場合においても，原子力防災組織にて適確に対応する。
（ｂ） 本社における原子力防災組織
本社の原子力防災組織は，原子力部門のみでなく関係する他部門も含めた全社
大での体制となっており，重大事故等の拡大防止を図り，事故により放射性物質を5

環境に放出することを防止するために，特に中長期の対応について発電所対策本部の活動を支援する。具体的には，運転及び放射線管理に関する支援事項のほか，発電所対策本部が事故対応に専念できるよう社内外の情報収集及び災害状況の把握，報道機関への情報発信，原子力緊急事態支援組織等関係機関への連絡，
原子力事業所災害対策支援拠点の選定・運営，他の原子力事業者等への応援要
請やプラントメーカー等からの対策支援対応等，技術面・運用面で支援を行う（②-7
防災業務計画）。
（原子力防災組織の特徴）
ｃ． 福島第一原子力発電所事故時における原子力災害対策活動の反省を踏まえ，
原子力防災組織は，柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災組織及び原子力災害対策活動を支援する組織の機能充実を図るため，別紙１－６に示す考え方を踏ま
え以下のような改善を行った。
（ａ） 原子力防災組織における監督限界の設定及び機能の整理（ｂ） 原子力防災組織における交替要員（緊急時対策要員）の配置（ｃ） 原子力防災組織における本部長の権限委譲（ｄ） 発電所対策本部が事故収束対応に専念できる環境の整備（ｅ） 原子力事業所災害対策支援拠点及び運用の整備（ｆ） 対外対応の専属化
なお，今後も原子力防災訓練の評価結果等を踏まえ，さらなる改善を行っていく。
（保安規定に基づき設置している委員会）
ｄ． 発電用原子炉施設の保安に関する重要事項を審議する委員会として，原子力発電保安委員会を本社に設置している。また，発電用原子炉施設の保安運営に関する重要事項を審議する委員会として，原子力発電保安運営委員会を発電所に設置している。
原子力発電保安委員会及び原子力発電保安運営委員会で審議する事項は，別紙１－３に示す保安規定第６条（原子力発電保安委員会）（②-9 保安規定），保安規定第７条（原子力発電保安運営委員会）（②-10 保安規定），別紙１－７に示す社
内規定類「保安管理基本マニュアル」（②-11 マニュアル）のとおりである。また，平成 27 年度の原子力発電保安委員会，原子力発電保安運営委員会の開催実績を，別紙１－８及び別紙１－９に示す（②-12 保安委員会実績,②-13 保安運営委員
会実績）。
（ａ） 原子力発電保安委員会
柏崎刈羽原子力発電所にて社内規定類の制定，改定，工事計画の認可申請等

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を行うに当たって，その上位となる原子炉設置変更許可申請書又は保安規定の変更等に関する事項を審議し，確認する（②-9 保安規定）。原子力発電保安委員会
は，原子力・立地本部長を委員長とし，原子力安全・統括部長，原子力運営管理部
長，原子力設備管理部長，原子炉主任技術者に加え，グループマネージャー以上の職位の者の中から委員長が指名した者（所長等）から構成する。このため，原子力発電保安委員会における審議事項が柏崎刈羽原子力発電所に連携される仕組みとなっている。
（ｂ） 原子力発電保安運営委員会
柏崎刈羽原子力発電所における保安活動（運転管理，燃料管理，放射性廃棄物
管理，放射線管理，保守管理，緊急時の措置等）を実施するに当たって制定・改定・廃止される柏崎刈羽原子力発電所が所管する社内規定類の変更方針，原子炉設置変更許可申請を要する保全工事等，工事計画認可申請・届出（変更認可申請・届出を含む）を要する保全工事等に関する事項を審議し，確認する（②-10 保安規定）。原子力発電保安運営委員会は，所長を委員長とし，原子力安全センター
所長，安全総括部長，原子炉主任技術者に加え，グループマネージャー以上の職位の者から委員長が指名した者で構成する。原子力発電保安運営委員会の委員
長等は原子力発電保安委員会に出席するため，原子力発電保安運営委員会における審議事項が本社に連携される仕組みとなっている。
別紙１－１ 原子力関係組織図
別紙１－２ 職制および職務権限規程（抜粋）別紙１－３ 柏崎刈羽原子力発電所 原子炉施設保安規定（抜粋）
別紙１－４ 原子力防災組織
別紙１－５ 柏崎刈羽原子力発電所 原子力事業者防災業務計画（抜粋）
別紙１－６ 原子力防災組織の改善に関する考え方
別紙１－７ 保安管理基本マニュアル（抜粋）別紙１－８ 原子力発電保安委員会の開催実績（平成 27 年度）
別紙１－９ 原子力発電保安運営委員会の開催実績（平成 27 年度）

7（２）技術者の確保
指針 2 設計及び工事に係る技術者の確保
事業者において，設計及び工事を行うために必要となる専門知識及び技術・技能を有する技術者が適切に確保されていること。③【解説】１）「専門知識」には，原子炉主任技術者，核燃料取扱主任者，放射線取扱主任者，ボイラ
ー・タービン主任技術者，電気主任技術者，技術士等の当該事業等に関連のある国家資格等で要求される知識を必要に応じて含む。
２）「確保されている」には，設計及び工事の進捗に合わせて確保する方針が適切に示されている場合を含む。
指針 6 運転及び保守に係る技術者の確保
事業者において，運転及び保守を行うために必要となる専門知識及び技術・技能を有する技術者が適切に確保されているか，又は確保する方針が適切に示されていること。④【解説】「専門知識」には，原子炉主任技術者，核燃料取扱主任者，放射線取扱主任者，ボイラー・タービン主任技術者，電気主任技術者，技術士等の当該事業等に関連のある国家資格等で要求される知識を必要に応じて含む。
本変更に係る設計及び運転等を行うために必要となる専門知識及び技術・技能を有する技術者を適切に確保していることを以下に示す。
（技術者の人数）ａ． 原子力・立地本部及び同本部に所属する原子力安全・統括部，原子力運営管理部，原子力設備管理部，原子燃料サイクル部，原子力人財育成センター，原子力資材調達センター，柏崎刈羽原子力発電所，柏崎刈羽原子力発電所に常駐する
本社組織所属の技術者，並びに事業を行うために必要となる有資格者の人数を別
紙２－１に示す。平成 29 年 5 月 1 日現在における原子力・立地本部在籍技術者（業務出向者は除く。）数は，1,871 名であり，10 年以上の経験年数を有する特別管理職が 285 名在籍している。
柏崎刈羽原子力発電所の設計及び運転等に係る原子力・立地本部，原子力安
全・統括部，原子力運営管理部，原子力設備管理部，原子燃料サイクル部，原子力人財育成センター，原子力資材調達センター，柏崎刈羽原子力発電所及び柏崎刈羽原子力発電所に常駐する本社組織所属の技術者の人数は 1,430 名であり，10年以上の経験を有する特別管理職が 219 名在籍している（③-1，④-1 技術者並びに有資格者の人数）。そのうち，柏崎刈羽原子力発電所及び柏崎刈羽原子力発

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電所に常駐する本社組織所属の技術者の人数は 1,014 名であり，10 年以上の経験を有する特別管理職が 113 名在籍している（③-2，④-2 技術者並びに有資格者の人数）。
原子力発電事業を行うにあたり必要となる主要な公的資格について，原子力・立地本部，原子力安全・統括部，原子力運営管理部，原子力設備管理部，原子燃料サイクル部，原子力人財育成センター，原子力資材調達センター，柏崎刈羽原子力発電所及び柏崎刈羽原子力発電所に常駐する本社組織所属の平成 29 年 5 月
1 日現在の有資格者の人数は下記のとおりであり，そのうち柏崎刈羽原子力発電所
及び柏崎刈羽原子力発電所に常駐する本社組織所属の有資格者数を括弧書きで示す。
原子炉主任技術者
49 名(17 名)
第一種放射線取扱主任者
114 名(50 名)
第一種ボイラー・タービン主任技術者
31 名(22 名)
第一種電気主任技術者
13 名(5 名)
運転責任者として原子力規制委員会が定める基準に適合した者
68 名(68 名)
柏崎刈羽原子力発電所の設計及び運転等にあたり，技術者及び有資格者の休暇，疾病等による欠員，人事異動等を踏まえても，支障を生じない要員を確保している。
設計及び工事については基本設計から現場施工管理までを含むことから，別紙
１－１，別紙１－２，別紙１－３に示したとおり，原子力・立地本部の原子力設備管理部及び柏崎刈羽原子力発電所の技術者で対応を行う（①-1 原子力関係組織図，
職務権限規程，保安規定）。運転及び保守については，運転管理及び保守管理に関する基本的な方針策定から現場の運用管理までを含むことから，別紙１－１，別紙１－２，別紙１－３に示したとおり，原子力・立地本部の原子力運営管理部及び柏崎刈羽原子力発電所の技術者で対応を行う（②-1 原子力関係組織図，職務権限
規程，保安規定）。
また，本変更に当たっては，自然災害や重大事故等時の対応として資機材の運搬等を社員直営で行うこととしており，大型自動車等の資格を有する技術者も確保している。
（技術者の採用）
ｂ． 過去 10 年間における全社の採用人数と原子力部門採用人数の実績を別紙２－9２に示す。震災後，平成 24 年度と平成 25 年度は定期採用を行わなかったが，平成
26 年度から定期採用を再開している（③-3，④-3 採用人数）。現在，確保している技術者数にて本変更に係る設計及び運転等の対応が可能であるが，今後とも設計
及び運転等を適切に行い，安全を確保し，円滑かつ確実な業務遂行を図るため，採用を通じ，必要な有資格者と技術者を継続的に確保し，配置する。
また，新規制基準施行を踏まえた適合性審査への対応等により，設計及び運転等に関する業務は増加しているが，中途採用の実施，社外労働力の確保，発電所
及び本社の部門間で技術者を融通し合うといった方策により対応している。
（有資格者の必要人数の確保）
ｃ． 原子炉主任技術者は，発電用原子炉ごとに選任することが定められていること，また，代行者 2 名を選任することから，柏崎刈羽原子力発電所における原子炉主任
技術者の必要人数は 9 名となる。原子炉主任技術者の選任条件は別紙２－３に示すとおり特別管理職以上としており（③-4，④-4 原子炉主任技術者職務運用マニュアル），特別管理職の原子炉主任技術者の有資格者を 33 名確保している。
電気主任技術者及びボイラー・タービン主任技術者は，原子力発電所ごとに選任することが定められている。柏崎刈羽原子力発電所では，電気主任技術者 1 名とその代行者 1 名以上，ボイラー・タービン主任技術者 3 名とその代行者 1 名以上を選任している。選任条件は別紙２－４及び別紙２－５に示すとおり，各主任技術者は特別管理職以上，各代行者も原則として特別管理職以上としており（③-5，④-5
原子力設備電気主任技術者職務運用マニュアル，原子力設備ボイラー・タービン主任技術者職務運用マニュアル），おおむね 45 歳以上の第一種電気主任技術者の有資格者を 10 名，おおむね 45 歳以上の第一種ボイラー・タービン主任技術者
を 31 名確保している。
以上のことから，現在の有資格者数で，原子力発電所の運転保守等に必要な配置ができているものの，継続的な確保の観点から，今後も下記の方針に従い，有資格者を確保していく。
（ａ） 資格取得の奨励
取得を奨励する国家資格等を定め，資格取得を奨励する。その際，原子力発電所の運営上，特に重要な公的資格である原子炉主任技術者については，積極的に資格取得を推進する。具体的には，現在の資格取得者の年齢分布等を評価し，運用に必要な人数に余裕を加えて取得目標数を設定している。現在は，3 年間の取得目標数を 44 人として取り組んでいる。また，各個人が資格取得できるよう様々な取り組みを別紙２－６のとおり行っており，継続して資格取得に努めていく。
（ｂ） 資格取得（経験による認定）
第一種ボイラー・タービン主任技術者及び第一種電気主任技術者については，

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認定条件を満足した者について，順次，認定取得手続きを進める。認定に必要な業務経験等の確認は，原子力部門における人材育成のデータベース等を用いて行う。
上記の取り組みを続けることにより，特に原子炉主任技術者については，年齢別に一定数の有資格者を継続的に維持することとしており，今後も，特別管理職の中で必要人数９名（正 7 名，代行 2 名）以上の有資格者を維持していくこととしている。
必要人数の考え方については，「（６）有資格者等の選任・配置」で示す。
（自然災害及び重大事故等の対応に必要な有資格者の確保）
ｄ． 平成 28 年 9 月 1 日現在の柏崎刈羽原子力発電所における重大事故等対応に関する資格者数を別紙２－７に示す。
福島第一原子力発電所事故対応において，大型自動車等の運転操作が必要となったが，緊急時の復旧活動を原子力部門の社員自らの手で行う準備ができておらず，対応に時間を要した。これを踏まえ，重大事故等発生後 7 日間は当社社員によって責任をもって復旧活動が実施できる体制を整えており，重大事故等の対応に必要な資格を抽出し，有資格者を確保している（④-6 重大事故等対応に関する有資格者数）。その中でも初動対応におけるがれき撤去等，重大事故等対応時に必要な有資格者を確保するために資格取得に取り組んでいる。
現時点で確保している有資格者で重大事故等への対応が可能であるが，より多くの社員が資格を取得し，重大事故等時における対応をさらに適切に実施できるように，引き続き有資格者を確保していく。
（重大事故等対応の設計及び工事に対する技術者数）
ｅ． 重大事故等対応に係る設計及び工事の進捗による技術者数（工事監理員）の確保実績を別紙２－８に示す。工事件数の最も多い時期で 1 人あたり約 1.2 件の工事監理であり（③-6 重大事故等対応に係る工事件数と工事監理員数），技術者の業務に対する確実なチェック（上長によるチェック，他の技術者によるダブルチェック）体制の構築を行うことができ，ヒューマンエラーの防止が期待できる。このため，現状で工事監理に適切な人数を確保していると考えられる。
（技術者に対する資質向上）
ｆ． 技術者の技術力向上を図るため，柏崎刈羽原子力発電所を含む原子力・立地本部で共有する設備情報データベースを構築し，プラント設備の技術変遷，設計情報，
不具合事例等に関する情報を収集，整備している。本データベースでは，機械設備，
電気設備及び計装設備の保修に関する情報等を設備ごとに整理し，技術者と共有

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している。
また，柏崎刈羽原子力発電所の訓練施設には，所員が過去の不具合事例を学ぶことができるように，不具合事例に関する設備及び資料を展示し，柏崎刈羽原子力発電所における新入社員への教育等に活用している。展示の例を別紙２－９に示す。
柏崎刈羽原子力発電所の技術者は，これらのデータベース及び取り組みにより技術を伝承し，現場において運転及び保守を行うことにより，技術力の向上に努めている。
（システムエンジニアの配置）
ｇ． 福島第一原子力発電所事故の反省として，発電所緊急時対策本部の幹部メンバーの多くが福島第一原子力発電所 1 号炉の非常用復水器の機能の細部を把握していない等，十分にエンジニアを育てられていなかったことがある。
この反省を踏まえ，発電所の緊急時において，プラントを迅速かつ安全に安定化させるため，プラントのおかれた状態を理解し，工学的安全施設の状況を類推する
等，プラントの重要な系統の機能・性能を把握したシステムエンジニアの確保が必要であるとの認識のもと，システムエンジニアの育成を開始している。
彼らは，平常時には設計根拠や安全設計の背景等専門知識をもとに，プラントの系統機能確保・信頼性向上のための保全計画立案や保守に係る安全面からのサポートを実施する組織として活動するが，緊急時にはシステムエンジニアとして復旧計画の立案に関与する。
（専門分野ごとに改革の責任者を設置：CFAM）
ｈ． 現状にとらわれることなく自らの専門分野を産業界全体の最高レベルに到達させるため，本社の技術者のうち運転や保全等別紙２－１０に示す専門分野ごとに責任者を定め，改革の責任を担う役割（CFAM（シーファム）：Corporate Functional Area
Manager）を付与している。また，各発電所にも CFAM とともに活動する役割（SFAM（エスファム）：Site Functional Area Manager）を定めている。彼らは，目標に対するギャップの把握，解決すべき課題の抽出，改善策の立案及び実施の一連の活動を
平成 27 年 4 月から開始している。これにより，原子力部門全体が世界最高水準のパフォーマンス，技術力を発揮することを目指している。
以上のことから，設計及び運転等並びに自然災害や重大事故等の対応に必要な技術者及び有資格者を確保し，技術力の向上に努めている。
今後とも設計及び運転等を適切に行い，安全を確保し，円滑かつ確実な業務遂行を図るため，採用を通じ技術者を確保し，必要な教育・訓練を行うことにより継続的に技術者と有資格者を育成し，配置する。

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別紙２－１ 原子力・立地本部及び同本部に所属する原子力安全・統括部，原子力運営管理部，原子力設備管理部，原子燃料サイクル部，原子力人財育成センター，原子力資材調達センター及び柏崎刈羽原子力発電所在籍技術者並びに有資格者の人数
別紙２－２ 全社と原子力部門の採用人数について
別紙２－３ 原子炉主任技術者職務運用マニュアル（抜粋）
別紙２－４ 原子力設備電気主任技術者職務運用マニュアル（抜粋）
別紙２－５ 原子力設備ボイラー・タービン主任技術者職務運用マニュアル（抜粋）
別紙２－６ 原子炉主任技術者資格取得に向けた取り組み
別紙２－７ 柏崎刈羽原子力発電所における重大事故等対応に関する有資格者数
別紙２－８ 柏崎刈羽原子力発電所における重大事故等対応に係る工事件数と工事監理員数
別紙２－９ 不具合事例に関する設備及び資料の展示
別紙２－１０ CFAM/SFAM 設置分野一覧表

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（３）経験
指針 3 設計及び工事の経験
事業者において，当該事業等に係る同等又は類似の施設の設計及び工事の経験が十分に具備されていること。⑤【解説】「経験が十分に具備されていること」には，当該事業等に係る国内外の同等又は類似の施設への技術者派遣や関連施設での研修を通して，経験及び技術が十分に獲得されている
か，又は設計及び工事の進捗に合わせて獲得する方針が適切に示されていることを含む。
指針 7 運転及び保守の経験
事業者において，当該事業等に係る同等又は類似の施設の運転及び保守の経験が十分に具備されているか，又は経験を獲得する方針が適切に示されていること。⑥【解説】「経験が十分に具備されている」には，当該事業等に係る国内外の同等又は類似の施設への技術者派遣や関連施設での研修を通して，経験及び技術が十分に獲得されていることを含む。
本変更に係る同等又は類似の施設の設計及び運転等の経験が十分に具備されていることを以下に示す。
（自社発電所の建設を通じた設計及び運転等の経験）
ａ． 当社は，昭和 30 年以来，原子力発電に関する諸調査，諸準備等を進めるとともに，技術者を国内及び国外の原子力関係施設へ多数派遣し，技術的能力の蓄積に努めている。
また，下表に示すように，昭和 46 年 3 月に沸騰水型軽水炉（以下「BWR」という。）
を採用した福島第一原子力発電所１号炉の営業運転を開始して以来，種々の技術的課題に挑戦し問題を解決しながら，安全性・信頼性の面で優れた原子力発電プ
ラントの実現のために，それまでの建設・運転・保守の経験と最新の技術を設計に適宜取り入れながら絶えず改良を続けてきた。これまで計 17 プラントの建設工事を行うとともに，約 45 年（約 500 炉・年）に亘る原子力発電プラントの運転及び保守の実績を蓄積している。
当社初の原子力発電プラントである福島第一原子力発電所 1 号炉で BWR-3 を導入して以降，福島第一原子力発電所 2～5 号炉では BWR-4，福島第一原子力発電所 6 号炉，福島第二原子力発電所 1 号炉及び柏崎刈羽原子力発電所 1 号炉
では BWR-5，福島第二原子力発電所 2～4 号炉及び柏崎刈羽原子力発電所 2～5 号炉では BWR-5（マークⅡ改），柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉では改14

良型沸騰水型軽水炉（以下「ABWR」という。）を採用することで，安全性の向上に加え，保守点検の作業性向上，被ばく低減に関する改良を順次行ってきた。特にABWR においては，インターナルポンプの採用による大口径配管破断による大LOCA 防止，非常用炉心冷却装置のうち高圧冷却システムを強化することで高圧・低圧の 2 種の冷却システムをそれぞれ有する 3 区分独立構成の採用，ディジタル型安全保護系の導入による信頼性の高い論理回路の適用等，最新の技術を導入
し安全性を向上させている。
原子力発電所

原子炉熱出力(MW)

営業運転の開始

廃止

福島第一 1 号炉1380

昭和 46 年 3 月 26 日

平成 24 年 4 月 19 日

2 号炉

2381

昭和 49 年 7 月 18 日

平成 24 年 4 月 19 日

3 号炉

2381

昭和 51 年 3 月 27 日

平成 24 年 4 月 19 日

4 号炉

2381

昭和 53 年 10 月 12 日

平成 24 年 4 月 19 日

5 号炉

2381

昭和 53 年 4 月 18 日

平成 26 年 1 月 31 日

6 号炉

3293

昭和 54 年 10 月 24 日

平成 26 年 1 月 31 日

福島第二 1 号炉

3293

昭和 57 年 4 月 20 日

－

2 号炉

3293

昭和 59 年 2 月 3 日

－

3 号炉

3293

昭和 60 年 6 月 21 日

－

4 号炉

3293

昭和 62 年 8 月 25 日－

柏崎刈羽 1 号炉

3293

昭和 60 年 9 月 18 日

－

2 号炉

3293

平成 2 年 9 月 28 日

－

3 号炉

3293

平成 5 年 8 月 11 日

－

4 号炉

3293

平成 6 年 8 月 11 日

－

5 号炉

3293

平成 2 年 4 月 10 日

－

6 号炉

3926

平成 8 年 11 月 7 日

－

7 号炉

3926

平成 9 年 7 月 2 日－（保守業務等の実績）
ｂ． 当社は，原子力発電所の安全性と信頼性を確保し，原子力発電所を構成する構築物，系統及び機器が所定の機能を発揮し得る状態にあるよう努めるとともに，保守業務を継続的に改善していくことで，より設備の安全性と信頼性を向上させ，保守に関する経験を蓄積してきた。
当社は，平成 14 年 8 月 29 日に公表した自主点検作業記録に関するトラブル隠しの反省を踏まえて制定された「原子力発電所における安全のための品質保証規程（JEAC4111）」（以下「JEAC4111」という。）及び「原子力発電所の保守管理規程

15

（JEAC4209）」（以下「JEAC4209」という。）に則するかたちに，保守管理についての考え方を再整備するとともに，保守管理体系について見直しを実施した。
その後，当社の保守管理は，従来の時間計画保全（定期的な分解点検）を基本にした保全方式から，構築物，系統及び機器の故障等によるプラントへの影響評価
をベースに決定した重要度に基づき，時間計画保全（点検間隔の変更を含む），状態監視保全及び事後保全から最も適切な保全方式を選定する方式（以下「RCM」(Reliability Centered Maintenance)という。）に転換することを目指している。
また，RCM を確実に実施していくためには，膨大な状態監視保全データを効率よく収集し評価することが重要であるため，基本となる機器マスターデータベースの整備と，機器マスターデータベースと連携の取れた点検履歴データベース等の構築・整備についても取り組んでいる。
これらの経緯を踏まえ，現状の保守管理業務は，JEAC4111 及び JEAC4209 に準拠するかたちで，以下に示す保守に関する計画，実施，評価及び改善（以下「PDCA」という。）の基本要件を定めた保守管理計画に基づき実施しており，今後も継続的に改善を実施していく。
保守管理の実施方針及び保守管理目標
保全プログラムの策定
保全対象範囲の策定
保全重要度の設定
保全活動管理指標の設定，監視計画の策定及び監視保全計画の策定
保全の実施
点検・補修等の結果の確認・評価
点検・補修等の不適合管理，是正処置及び予防処置
保全の有効性評価
保守管理の有効性評価
情報共有（設備改造の実績）（ａ） 本変更に関して，設計及び工事の経験として，柏崎刈羽原子力発電所において
平成 22 年には 1 号炉起動領域モニタへの変更，平成 23 年には雑固体廃棄物の処理方法への固型化処理（モルタル）の追加並びに平成 26 年には使用済燃料輸
送容器保管建屋等の設計及び工事を順次実施している。
また，耐震安全性向上工事として，平成 20 年から原子炉建屋屋根トラス，原子炉建屋天井クレーン，燃料取替機等について設計及び工事を実施している。
（保守・改良工事等による継続的な改善の実績）（ｂ） これまで当社のプラントでは，応力腐食割れ（以下「SCC」という。）によるステンレ

16

ス鋼製機器（原子炉内構造物，原子炉再循環系配管等）の損傷事例が確認されており，柏崎刈羽原子力発電所ではこの対策として，原子炉再循環系配管の取替を行っている。
また，酸化チタンを原子炉内に注入し光触媒として利用することにより，原子炉を構成する材料の腐食電位を低下させて原子炉内ステンレス系材料の SCC を抑制する技術を開発，福島第二原子力発電所 1 号炉に適用し効果を確認した。
大規模で長期にわたる工事の実績としては，福島第一原子力発電所 3 号炉における世界初の炉心シュラウド交換を実施し，その後，福島第一原子力発電所 1 号，2 号及び 5 号炉においても実施した実績を有する。
配管減肉管理については，内部流体による配管減肉事象が確認されており，この対策として，材料の見直し（炭素鋼から低合金鋼に変更）や，オリフィス等の乱流発生要素の設置位置見直し等の改造を実施している。
さらに小口径配管について，配管振動によるソケット溶接部の疲労割れ等の損傷事例が確認されたため，溶接方法の変更（ソケット溶接から突合せ溶接に変更）を実施している。
福島第一原子力発電所事故以降は，事故の反省を踏まえ，重大事故等の事故
状況下においても復旧を迅速に実施するため，可搬型重大事故等対処設備の操作訓練はもとより，普段から保守点検活動を社員自らが行い，知識・技能の向上を図り，緊急時に社員自らが直営で実施できるよう，以下のような取り組みを行っている。
ポンプ用電動機の取替作業
弁・ポンプの分解点検
運転員による設備診断
足場組立て・空調ダクトの修理作業
低圧・高圧ケーブル端末処理（安全性向上対策に関する設計・工事及び保守の実績）（ｃ） 当社はこれまで，アクシデントマネジメント対策として，耐圧強化ベント設備の追加，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への代替注水設備の追加，非常用電源のユニット間融通設備の追加，アクシデントマネジメント実施に必要な計装系の追加と計測レンジの変更を検討し，対策工事を実施している。
また，経済産業大臣の指示に基づき実施した緊急安全対策により，電源車，消防ポンプ等の配備に関する設計検討を行い，対策工事を実施している。
さらに，新規制基準施行前に独自に実施した安全性向上策として，防潮堤，淡水貯水池，ガスタービン発電機車，緊急用の高圧配電盤，代替海水熱交換器設備の設置等に関する設計検討を行い，対策工事を実施している。
また，社内規定類の改正対応や習熟訓練による運転の知識・技能の向上を図る

17

とともに，工事と保守経験を継続的に積み上げている。
本変更に係る技術的能力の経験として，アクシデントマネジメント対策，緊急安全対策等の安全性向上対策の経験を以下に示す。
① アクシデントマネジメント対策について
米国スリーマイルアイランドの事故以降，アクシデントマネジメントの検討，整備を実施してきている。設備面では，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の健全性を維持するための機能をさらに向上させるものとして，復水補給水系，消火系による原子炉代替注水，原子炉格納容器スプレイ及び下部ドライウェルへの代替注水手段の確保，耐圧強化ベントラインの設置及び発電用原子炉施設間での電源融通に関する設備改造を実施している。加えて， BWR-5 である柏崎刈羽原子力発電所 1 号
から 5 号炉においては，原子炉停止機能の向上に寄与する再循環ポンプトリップ及び代替制御棒挿入，原子炉圧力容器への注水機能の向上に寄与する原子炉減圧の自動化を実施している。
また，柏崎刈羽原子力発電所が所管する社内規定類にアクシデントマネジメントに関する記載を検討，追加し，シミュレータ訓練，机上教育を通じて，知識，技能の維持向上に努め，継続的に改善を加えている。
② 中越沖地震の教訓の取り込みについて
平成 19 年 7 月の中越沖地震後における安全対策として，排気筒や建屋の屋根を支えるトラス（鉄骨構造）の耐震強化を行うとともに，国内の原子力発電所としては初となる免震重要棟を設置した。また，消火系ラインに建屋外から注水できるラインを追設した。
③ 緊急安全対策等について
緊急安全対策については，緊急時の電源確保，発電用原子炉，使用済燃料プールの除熱機能の確保等の観点から以下の対策を実施している。
緊急時の電源確保
電源車の配備，接続ケーブルの配備。
発電用原子炉，使用済燃料プールの注水・冷却機能の確保
予備ボンベ等を用いた原子炉減圧手順の整備，電源車等による補給水ポン
プ等への電力供給又は消防車による注水手順の整備。
津波等に係る浸水対策
安全上重要な設備が設置されている建屋入口扉の浸水防止対策及び貫通部の止水処理の実施。
また，緊急安全対策に加え，新規制基準施行より以前に，発電用原子炉及び使用済燃料プールの燃料損傷防止に対する一層の安全性向上を図るため，主に「防潮堤の設置」，「建屋への浸水防止」及び「除熱・冷却機能の更なる強化」の 3 つの観点から安全性向上策を実施している。

18

防潮堤の設置
建屋への浸水防止
原子炉建屋の防潮壁・防潮板の設置，原子炉建屋等の扉の水密化，海水取
水ラインハッチ等の止水及びタービン建屋と原子炉建屋間の貫通部の止水。
除熱・冷却機能の更なる強化
淡水貯水池の設置，ガスタービン発電機車等の追加配備，緊急用の高圧配電盤の設置と原子炉建屋への常設ケーブルの敷設，代替水中ポンプ及び代替海水熱交換器設備の配備，原子炉建屋トップベント設備の設置，環境モニタ
リング設備等の増強，及び高台への緊急時用資機材倉庫の設置。
（新規制基準対応を踏まえた設計及び工事の実績）
ｃ． 新規制基準施行を踏まえ，柏崎刈羽原子力発電所では 62 事象の自然現象及び人為事象を評価した上で下記のような自然災害等対策及び重大事故等対策に関する検討，設備改造工事等を進めている。また，これらの対策を運用する体制，手順についても整備を進めている。
（ａ） 自然災害等対策について
地震
設計基準対象施設の耐震クラスに応じて，地震による加速度によって作用す
る地震力に対する設計，設計基準対象施設の耐震設計に用いる地震力の算
定，設計基準対象施設の耐震設計における荷重の組み合わせと許容限界の考慮による設計を実施している。
津波
設計基準対象施設が設置された敷地において，基準津波による遡上波を地上部から到達又は流入させない設計並びに取水路及び放水路等の経路から流入させない設計を検討している。また，水密扉の設置及び貫通部の止水対策を実施している。
基準竜巻「最大風速 92m/s の竜巻による風圧力による荷重，気圧差による荷重及び飛来物の衝撃荷重を組み合わせた設計竜巻荷重」並びに「その他竜巻以外の自然現象による荷重」等を適切に組み合わせた設計荷重に対して，建屋扉のリプ
レース，建屋開口部や屋外機器に対する竜巻防護ネットの設置，軽油タンクのリプレース等の防護対策を検討し，実施している。
火山
敷地内で想定される降下火砕物の層厚を設定し，直接的影響である構造物への静的負荷に対して安全裕度を有する設計，水循環系の閉塞に対して狭隘部等が閉塞しない設計並びに換気系，電気系及び計測制御系に対する機械19

的影響に対して降下火砕物が容易に侵入しにくい設計としている。また，降下
火砕物が換気空調系のフィルタに付着した場合でも，取替又は清掃が可能な設計としている。
外部火災
森林火災からの延焼防止を目的として評価上必要とされる防火帯幅を算出
し，設置した。航空機墜落による火災では，発電所敷地内に存在する危険物タ
ンクの火災との重畳を考慮し，建屋表面温度及び室内温度が許容温度以下となる設計であることを確認している。
内部火災
安全機能を有する構築物，系統及び機器を火災から防護するための火災の発生防止，早期の火災検知及び消火並びに火災の影響軽減を考慮した火災防護について，異なる種類の感知器の設置，煙充満等により消火困難な区域への固定式消火設備の設置，安全系区分の分離のため 3 時間以上の耐火能力を有する隔壁等の設置に関して，技術的な検討及び対策を実施している。
内部溢水
溢水源として発生要因別に分類した溢水を想定し，防護対象設備が設置される区画を溢水防護区画として設定した上で，没水，被水及び蒸気の影響を検討し，水密扉及び床ドレン逆流防止冶具等の設置，電路・配管貫通部の止水対策等を実施している。
（ｂ） 重大事故等対策等について
重大事故等
新規制基準施行以前から，福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた
当社原子力発電プラントの安全確保に関する基本的な考え方をまとめ，設計
拡張状態（DEC）の概念を取り入れた深層防護の強化，全交流動力電源喪失
事象（SBO）に対する対策の強化，フェーズドアプローチの考え方を取り入れた
事故時の時間軸に応じた対応手段の検討を行い，既設設備の更なる活用手段を確立させるとともに，原子炉格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置（フィルタベント）の自社開発や，SBO 時に高圧注水系の冗長性を持たせるための高圧代替注水系（HPAC）の新設等の取り組みを進めている。
新規制基準施行後も，蓄電池や窒素ガスボンベ等の既設設備の増強や大容量送水車等の新設設備の導入を進めるとともに，代替逃がし安全弁駆動装置の設置や，当社独自のシステムである代替循環冷却系の開発を行い，これら重大事故等対処設備を活用するための手順を策定して，重大事故等を収束させる手段の拡充を進めている。
大規模損壊
大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムが20発生した場合に，発電用原子炉施設内の人的資源，設計基準事故対処設備，重大事故等対処設備等の物的資源及びその時点で得られる施設内外の情報を活用して様々な事態において柔軟に対応することを検討している。
（リスク情報活用の取り組み）ｄ． リスク情報活用の取り組みとして， ABWR の安全システムの設計，アクシデントマ
ネジメント策の検討に活用してきた。また，自社グループ内での確率論的リスク評価（以下「PRA」という。）実施体制を整備し，自社プラントのモデルを構築，随時改良を重ねるとともに，定期安全レビューにおける運転時・停止時の PRA，定期検査時のリスク把握に活用してきた。
福島第一原子力発電所事故以降は，地震 PRA・津波 PRA の実施による外部事
象のリスクの把握，重大事故対策を含めたモデルによる PRA を実施し，対策によるリスク低減効果の定量的な把握等に活用してきている。
今後は，PRA モデルの更なる高度化作業を進め，日常的な運転・保守におけるリスク管理と発電所の脆弱性を抽出し，リスク低減効果の高い対策の検討に活用していく。
（国内関連施設への派遣による経験の蓄積）
ｅ． 当社原子力発電所内の訓練施設及び国内の原子力関係機関である BWR 運転
訓練センター(以下「BTC」という。）では，従来から下記の訓練を実施している。
（ａ） 原子力発電所内の訓練施設で行われる訓練
保全業務に関する訓練
保全業務に従事する技術者を主な対象者として，実機を模擬した訓練設備
により，保全業務に必要な知識の習得及び機器の分解，検査等の実技訓練を実施している。保全業務に関する訓練は，対象者の業務内容に応じ 3 つのカリキュラム（機械関係，電気関係及び計装関係）を設定し，別紙３－１に示すとおり，それぞれ習熟度に応じて 3 つのコース（A 級，B 級及び C 級）に分けている（⑥-1 所内訓練施設での訓練）。
運転訓練
プラント特性と制御系，ヒューマンファクターに関する事項等の教育を実施す
る基準訓練を設定し，実施している。基準訓練についても，対象者の習熟度に応じ 3 つのコース（初級コース，中級コース及び上級コース）に分けている。
（ｂ） BTC で行われる訓練
発電用原子炉の運転に従事する技術者を主な対象者として，実機を模擬したシミュレータ訓練装置により，基本的な起動・停止操作から冷却材喪失事故等，複雑な事故対応の実技訓練を実施するシミュレータ訓練コースを設定し，実施している。

21

シミュレータ訓練コースは，対象者の習熟度に応じ 4 つのコース（初期訓練コース，
反復訓練コース，連携訓練コース及びその他訓練コース）に分けている。
初期訓練コース
原子炉の基礎理論，発電所の設備及び運転実技の習得のためのコース。以下の 7 段階に分かれており，運転業務に携わる技術者を派遣している。
・初級Ⅰ：BWR プラント概要，核工学，熱工学，制御等の基礎理論について習得。
・初級Ⅱ：中央制御室での運転に必要な総合的技量を習得。
・中級Ⅰ：初級Ⅰ，Ⅱで習得した知識・技能を総括するとともに，異常時対応（事象ベース）能力の習熟度を高め，実践的な総合的技量を向上。
・中級Ⅱ：異常時対応（徴候ベース）能力に関する知識・技能を向上させ，中央制御室操作員としての必要な知識・技能の総合的技量を向上。
・中級Ⅲ：中央制御室操作員の上位者として，法令，保安規定等の幅広い運
転管理知識を拡充の上，広範囲に及ぶ異常時対応（事象ベース，
徴候ベース，シビアアクシデント）能力を向上。
・上級初期：核工学，熱工学の知識を含む発電用原子炉施設の構造及び性能，法令・保安規定，事例検討を含む統督に関する知識の習得を図るとともに，指揮者としての異常時対応（徴候ベース，シビアアクシデント）能力を習得する。
・上級Ⅰ：運転責任者として要求される技量を総括的に習得する。
反復訓練コース
通常時，異常時及び緊急時の運転手順に関する知識と技能を習得するためのコース。運転員の経験，職位に応じ訓練内容が以下の 6 種類設定されており，運転員を定期的に派遣している。
・中級ⅡA/交流Ⅰ：中級Ⅱの訓練内容を標準として，異常時対応（事象ベース）を重点とする。
・中級ⅡB/交流Ⅱ：中級Ⅱの訓練内容を標準として，通常操作と異常時対応（事象ベース）の習熟と異常時対応（徴候ベース）の基本習熟を重点とする。
・中級ⅡC：中級Ⅱの訓練内容を標準として，異常時対応（徴候ベース）の実践的訓練を主体とする。
・中級ⅢB/C：中級Ⅲの訓練内容を標準として，異常時対応（徴候ベース）の実践的訓練を主体とする。また，異常時対応（徴候ベース，シビア
アクシデント）を範囲とし，原子力災害対策特別措置法・通報訓練
を含む。
・上級 C：上級初期の訓練内容を標準として，異常時対応（徴候ベース） の22実践的訓練を主体とする。また，異常時対応（徴候ベース，シビア
アクシデント）の基本習熟を重点とする。
・上級Ⅱ：運転責任者資格の更新を行う。
連携訓練コース
チーム連携力の維持・向上を目的とした訓練。
その他訓練コース
・SA 訓練：重大事故等への拡大を防ぐ取組み及び重大事故後の対応について事象を収束させるために必要となる知識及び技能を習得する。
・炉型切替訓練：ABWR 以外の炉型から ABWR へ異動してきた運転員を対象として，ABWR プラントの基礎，特徴を理解する。
（1F 事故を踏まえた訓練による経験の蓄積）
ｆ． 福島第一原子力発電所事故を踏まえ，重大事故等対処設備の整備強化等の設
備面の対策だけではなく，重大事故等対処設備を用いた事故対応のための訓練を強化し，継続的に実施している。
（ａ） 原子力発電所で行われる訓練
重大事故等の状態を想定し，発電用原子炉施設の冷却機能の回復のために必要な電源確保及び可搬型設備を使用した給水確保等の対応操作を習得するため，可搬型設備等を使用した訓練を実施している。
発電所の被災状況やプラントの状況を共有する情報共有ツールを整備し，訓練において活用している。
（ｂ） BTC で行われる訓練
全交流動力電源喪失等の重大事故等の状態を想定し，重大事故等への拡大を防ぐ対応及び炉心損傷後の対応について，チーム連携訓練を実施しており，
別紙３－２に実績を示す（⑥-2 BTC 訓練の実績）。
重大事故等への拡大を防ぐ取り組み及び炉心損傷後の対応について，事象を収束させるために必要となる知識及び技能を学習する SA 訓練を実施しており，
別紙３－２に実績を示す（⑥-3 BTC 訓練の実績）。
これらの訓練は，シビアアクシデントにおける挙動の理解，対応についての知識・技能を習得させることを目的としている。
（運転経験の活用）
ｇ． 福島第一原子力発電所事故では，運転経験情報の検討手順が，事故が生じた
原因のみに着目し，教訓を拾い上げにくいプロセスになっていたため，ルブレイエ
原子力発電所（フランス）における洪水による電源喪失事故，馬鞍山原子力発電所（台湾）における外部電源喪失事故と非常用ディーゼル発電機の起動失敗の重畳

23

による全電源喪失事故，マドラス原子力発電所（インド）におけるスマトラ島沖地震
によって発生した津波による海水ポンプの浸水事象のように福島原子力事故を少しでも緩和できた可能性のあるトラブル情報を安全性の向上対策に活用できなかったものである。
このように，福島第一原子力発電所事故以前は，当社で発生したトラブル対応や国内外のトラブル情報（運転経験情報）の活用に弱みがあった。重大事故等の予兆となる運転経験情報を十分に活用できていれば，事故を少しでも緩和できた可能性があるとの反省から，国内外の運転経験情報について有効に活用できるように，以下のように業務プロセスを改善し，情報の収集や対策検討の迅速化，原子力部門
全員がこれを活用できるように取り組みを進めている。
① 事故が生じた原因のみに着目した評価になっていたこと，本社の一部の組織のみで対策を検討していたことから，大局的な視点での検討に至っていなかった。
現在では，原子力安全への影響の有無や当該事業者が採った対策に着目する等，観点や留意点を定めた上で検討を行っている。また，発電所のライン部門等が検討に参画することで，リスク管理に有用な検討となっている。
② トラブル情報の収集から対策検討までに時間が掛かっていた点については，入手した情報が滞りなく処理されていることを測る PI を設定することで管理プロセスを強化した。処理状況はマネジメントレビュー等にも報告され，滞りなく計画的に処理が行われている。
③ 社内において，トラブル情報から教訓を得て改善を図るという意識が低かったことから，トラブル情報へのアクセスのし易さの改善，トラブル情報概要版や良好事例の作成，トラブル情報に関する原子力リーダーからの定期的なメッセージの配信等により，組織全体の意識の向上を図ってきた。さらに，毎日，トラブル情報から作業に含まれるリスクやその対策を抽出し，定例ミーティング等で共有することで，“他者に学び，自らの業務を改善する”という姿勢を養っている。
また，運転経験情報の水平展開要否に係る判断等を通じて，トラブルに関する経験や知識についても継続的に積み上げている。これらの情報のうち，予防処置に関する情報として扱う必要があるものは，社内規定類に基づき必要な活動を行っている。
これらの活動については，入手した情報について下記の流れで検討することを別紙３－３に示す社内規定類「事故・故障情報及び耐震新知見情報処理マニュアル」に定めている。（⑤-1，⑥-4 事故・故障情報処理の基本的フロー）（ａ） 入手情報全てをシステムに登録
本社取りまとめ箇所は運転経験情報を入手し，社内のシステム（原子力保全統合
マネジメントシステム）へ登録する。

24

（ｂ） 一次スクリーニングの実施
本社取りまとめ箇所並びに設備を設計又は運用している本社及び発電所の各グ
ループは，登録された情報についてスクリーニングを実施し，予防処置の検討が必要かどうかを判断する。これらの判断結果については，全て社内のシステムに記録される。
（ｃ） 二次スクリーニングの実施
予防処置の検討が必要と判断された情報については，本社パフォーマンス向上
会議にて，改めて詳細調査の要否あるいは対策検討の要否を判断するとともに，調査及び検討の体制，検討期限や対策の基本方針を指示する。
（ｄ） 予防処置の検討
本社取りまとめ箇所及び設備を設計又は運用する本社の各グループは，二次ス
クリーニングの結果，予防処置の検討が必要となった情報について，以下の事項を行った上で，評価結果をまとめる。まとめた結果については，本社パフォーマンス向上会議に報告し確認を得る。まとめた結果については，社内のシステムに登録される。
起こり得る不適合及びその原因の特定予防処置の必要性の評価
このように，入手した情報を全て社内のシステムに登録し，上記の流れに従い当社発電所における予防処置に必要な情報が確実に検討，処理される仕組みが構築されている。
これまでに実施してきた運転経験情報の活用実績として，他電力のトラブル事例への対策実施例を別紙３－４に示す。
（海外関係組織からの情報の活用）
ｈ． 当社は，従来から国内外の原子力施設からトラブル情報の入手，情報交換を行っている。その中で，必要な場合は技術者の派遣を行っている。別紙３－５に「過去3 年間の海外派遣者（駐在，出張）実績について」派遣実績を示す（⑤-2,⑥-5 海
外派遣者実績）。派遣により入手した情報は，適宜派遣者（駐在，出張）から報告されている。
国外へ派遣した技術者が収集した情報は，予防処置に関する情報として活用するほか，柏崎刈羽原子力発電所の安全向上策を検討する際の参考情報としても役立てている。以下は福島第一原子力発電所の事故以降の情報活用例であるが，国外 （ INPO （ Institute of Nuclear Power Operations ） 及 び EPRI （ Electric Power
Research Institute））へ派遣した技術者からの情報の活用例を示す。
（活用例）

25

米国における運転経験情報の活用例に関する調査（毎日の定例ミーティング等において OE 情報を共有する取り組みの参考資料として活用）
米国における運転員の資格に関する調査（STA（シフトテクニカルアドバイザー）の導入に関する参考資料として活用）
米国におけるコンフィグレーションマネジメントのあり方に関する調査（国際的にトップレベルの設計根拠管理，設備構成管理プロセスを構築するために活用）
米国の原子力発電所における火災防護対策及び火災防護計画に関する調査（火災の発生防止，感知及び消火，影響軽減に関する設備対策及び火災防護計画の策定に活用）
今後も継続的に海外からの情報収集及びその活用に努めていく。
以上のとおり，これまでの経験に加え，今後も継続的に経験を蓄積していく方針
であり，本変更に係る設計及び運転等の経験を十分に有している。
別紙３－１ 原子力発電所内訓練施設を活用した研修及び訓練の実績について（平成 27 年度）
別紙３－２ 安全性向上対策設備を反映したシミュレータ訓練の実績について
別紙３－３ 事故・故障情報及び耐震新知見情報処理マニュアル（抜粋）
別紙３－４ 他電力のトラブル事例の影響評価とその対策の実施例
別紙３－５ 過去 3 年間の海外派遣者実績について

26

（４）品質保証活動
指針 4 設計及び工事に係る品質保証活動
事業者において，設計及び工事を適確に遂行するために必要な品質保証活動を行う体制が適切に構築されていること。⑦【解説】１）「構築されている」には，設計及び工事の進捗に合わせて構築する方針が適切に示されている場合を含む。
２）「品質保証活動」には，設計及び工事における安全を確保するための最高責任者の方針を定め，品質保証計画に基づき活動の計画，実施，評価及び改善を行うとともに，監査を含む評価によって継続的な改善が図られる仕組みを含むこと。また，それらの活動が文書化され，管理される仕組みを含むこと。
３）「体制」には，品質保証活動の取組みの総合的な審議を行う委員会等を必要に応じて含むこと。
指針 8 運転及び保守に係る品質保証活動
事業者において，運転及び保守を適確に遂行するために必要な品質保証活動を行う体制が適切に構築されているか，又は構築される方針が適切に示されていること。⑧【解説】１）「品質保証活動」には，運転及び保守における安全を確保するための最高責任者の方針を定め，品質保証計画に基づき活動の計画，実施，評価及び改善を行うとともに，監査を含む評価によって継続的な改善が図られる仕組みを含むこと。また，それらの活動が文書化され，管理される仕組みを含むこと。
２）「体制」には，品質保証活動の取組みの総合的な審議を行う委員会等を必要に応じて含むこと。
本変更に係る設計及び運転等を適確に遂行するために必要な品質保証活動を行う体制が適切に構築されていることを以下に示す。
ａ． 設計及び運転等の品質保証活動の体制（ａ） 当社における品質保証活動は，原子力発電所の安全を達成，維持及び向上させるために，「原子力発電所における安全のための品質保証規程（JEAC41112009）」（以下「JEAC4111-2009」という。）に基づき，「保安規定第 3 条（品質保証計画）」を含んだ「原子力品質保証規程（Z-21）」を品質マニュアルとして定め，品質マ
ネジメントシステムを確立し，実施し，評価確認し，継続的に改善している。
（ｂ） 新規制基準施行前までは，JEAC4111-2009 に基づく品質マニュアルにより品質保証活動を実施してきた。今回の「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者

27

の設計及び工事に係る品質管理の方法及びその検査のための組織の技術基準に関する規則」（以下「品証技術基準規則」という。）の施行（平成 25 年 7 月 8 日）を踏
まえ，品証技術基準規則で追加された安全文化を醸成するための活動，関係法令及び保安規定の遵守に対する意識の向上を図るための活動等の要求事項について，保安規定第 3 条（品質保証計画）（以下「品質保証計画」という。）に反映し，品質マネジメントシステムを確立し，実施し，評価確認し，継続的に改善することとしている。品証技術基準規則で追加された要求事項と，これを反映した品質保証計画
については，別紙 4-1 及び別紙 4-2 に示す(⑦-1，⑧-1）。
（ｃ） 当社における品質保証活動については，業務に必要な社内規程類を定めるとともに，別紙 4-3 に示す文書体系を構築している（⑦-2，⑧-2）。
また，文書体系のうち一次文書は，「品質保証計画」，「原子力品質保証規程」（以下「品証規程」という。）及び「柏崎刈羽原子力発電所品質保証計画書」（以下「品証計画書」という。）であり，これらの社内規程類の範囲については，以下のとおりである。
・品質保証計画（社長制定）
組織の品質マネジメントシステムを規定する最上位文書であり，品質保証活動を実施するための基本的事項を定めている。この品質保証計画に従い，保安規定に定める各組織の具体的実施事項を，品証規程及び品証計画書等の社内規程類に定めている。
・品証規程（社長制定）
品質保証計画に基づき，社長が実施すべき品質方針の設定，マネジメントレ
ビューの実施及び管理責任者並びに保安規定に定める各組織の長の具体的事項を定めている。
・品証計画書（所長制定）
品質保証計画及び品証規程に基づき，柏崎刈羽原子力発電所における品
質保証に関する責任と権限を定めている。
（ｄ） 各業務を主管する組織の長は，上記の社内規程類に基づき，責任をもって個々の業務を実施し，要求事項への適合及び品質マネジメントシステムの効果的運用の証拠を示すために必要な記録を作成し管理する（⑦-3，⑧-3 保安規定）。
（ｅ） 品質保証活動に係る体制は，社長を最高責任者（トップマネジメント）とし，実施部門である原子力・立地本部（原子力安全・統括部，原子力運営管理部，原子力設備管理部，原子燃料サイクル部，原子力人財育成センター，原子力資材調達センター及び柏崎刈羽原子力発電所（以下「各部所」という。））並びに実施部門から独立した監査部門である内部監査室で構築している。品質保証活動に係る体制を
別紙 4-4 及び別紙 4-5 に示す（⑦-4，⑧-4）。
この体制のうち，原子力資材調達センターは，各部所が技術的能力・品質保証体

28

制等により調達要求事項を満足する調達製品及び役務の供給能力を評価した供給者の中から，別紙 4-3 に示す文書体系に加え全社規程類である「購買契約基本マニュアル」「工事請負契約基本マニュアル」「委託契約基本マニュアル」（グループ事業管理室長制定）を併用し供給者の選定及び契約に関する業務を実施する部門である。
保安規定に定める運転管理，保守管理等の業務の実施箇所及びこれを支援す
る箇所を別紙 4-5 に示す。
（ｆ） 社長は，品質マネジメントシステムの最高責任者（トップマネジメント）として，品質
マネジメントシステムを確立し，実施し，評価確認し，継続的に改善することの責任と権限を有し，品質方針を定めている（⑦-5，⑧-5 保安規定，原子力品質保証規程）。この品質方針は，「福島原子力事故を決して忘れることなく，昨日よりも今日，
今日よりも明日の安全レベルを高め，比類無き安全を創造し続ける原子力事業者になる。」という決意のもと，事故を徹底的に検証し「世界最高水準の安全」を目指すことを表明しており，組織内に伝達され，理解されることを確実にするため，品証規程への添付，イントラネットへの掲載により組織全体に周知している。また，上記のほかに，執務室内への掲示を実施している。品質方針の組織内への伝達方法については，別紙 4-6 に示す（⑦-6，⑧-6）。
（ｇ） 原子力・立地本部長（管理責任者）は，年度ごとに品質方針を踏まえて具体的な活動方針である原子力・立地本部業務計画を策定している。
また，原子力・立地本部長（管理責任者）は，原子力・立地本部業務計画を，各業務を主管する組織の長に示し，品質目標を含めた年度業務計画を策定させるとともに，各部所はこの年度業務計画に基づき品質保証活動を実施する。
品質方針が変更された場合には，これを添付している品証規程を改訂するとともに，必要に応じて原子力・立地本部業務計画及び年度業務計画を見直している。
（ｈ） 各業務を主管する組織の長は，年度業務計画に基づく品質保証活動の実施状
況を評価するため，品証規程に従いマネジメントレビューのインプットに関する情報を作成する。マネジメントレビューのインプット項目については，別紙 4-4 に示す。原
子力安全・統括部長（事務局）は各部所のマネジメントレビューのインプットに関する情報を集約し，実施部門の管理責任者である原子力・立地本部長はマネジメントレ
ビューのインプットを社長へ報告する（⑦-7，⑧-7 保安規定，マネジメントレビュー
実施基本マニュアル）。
また，内部監査室長は，監査部門の管理責任者として，実施部門から独立した立場で内部監査を実施し，別紙 4-7 に示すとおり監査結果をマネジメントレビューのイ
ンプットとして社長へ報告する（⑦-8，⑧-8 保安規定，マネジメントレビュー実施基
本マニュアル）。
（ｉ） 社長は，管理責任者からの報告内容を基に品質マネジメントシステムの有効性を29

レビューし，マネジメントレビューのアウトプットを決定する（⑦-9，⑧-9 保安規定，
マネジメントレビュー実施基本マニュアル）。
管理責任者は，社長からのマネジメントレビューのアウトプットを基に各業務を主管する組織の長に必要な対応を指示する。
各業務を主管する組織の長は，マネジメントレビューのアウトプット及び品質保証活動の実施状況を踏まえ，次年度の年度業務計画に反映し，活動している。
（ｊ） 原子力・立地本部長は，本社にて管理責任者レビューを実施し，各部所に共通する事項として品証規程，品証計画書等の社内規程類の改訂に関する事項，品質方針の変更提案，原子力・立地本部業務計画，マネジメントレビューのインプット等をレビューする。
また，柏崎刈羽原子力発電所，本社各部においては，各部所長を主査とするレビューを実施し，実施部門における品質保証活動に基づく品証規程／品証計画書の改訂に関する事項，年度業務計画（品質目標）及び管理責任者レビューのインプットに関する情報等をレビューする。
マネジメントレビュー，管理責任者レビュー及び各部所長レビューの構成，インプットに関する情報等については，別紙 4-8 に示す（⑦-10，⑧-10）。また，平成 26
年度，平成 27 年度及び平成 28 年度上期の開催実績を別紙 4-9 に示す。各レビュ
ーのアウトプットについては，社長のマネジメントレビューへのインプットとしているほか，品質目標等の業務計画の策定／改訂，社内規程類の制定／改訂等により業務へ反映している。
なお，発電用原子炉施設の保安に関する基本的重要事項に関しては，本社にて保安規定第 6 条に基づく原子力発電保安委員会を，また，発電用原子炉施設の保安運営に関する具体的重要事項に関しては，発電所にて保安規定第 7 条に基づく
原子力発電保安運営委員会を開催し，その内容を審議し，審議結果は業務へ反映させる。
ｂ． 設計及び運転等の品質保証活動（ａ） 各業務を主管する組織の長は，設計及び運転等を，発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針に基づく重要性を基本とした品質マネ
ジメントシステム要求事項の適用の程度に応じて管理し，実施する（⑦-11，⑧-11保安規定）。
また，製品及び役務を調達する場合は，重要度等に応じた品質管理グレードに従い調達管理を行う（⑦-12，⑧-12 保安規定）。供給者に対しては，品質管理グレードに応じた要求項目のほか，法令類からの要求項目や製品等の内容に応じた要求項目を加えた調達要求事項を提示する（⑦-13，⑧-13 保安規定）。なお，許認
可申請等に係る解析業務を調達する場合は，当該業務に係る調達要求事項を追30

加している。
各業務を主管する組織の長は，調達製品等が調達要求事項を満足していることを，検査及び試験等により検証する（⑦-14，⑧-14 保安規定）。これらの調達要求事項等の具体的な内容については「工事共通仕様書」「購入共通仕様書」「委託共通仕様書」（以下「仕様書」という。）で明確にしている。
（ｂ） 新規制基準の施行前に調達した製品等は，当時の品質マネジメントシステムに基づき，上記と同様に管理している。これらについても，新規制基準における設備的な要求事項を満足していること（実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則への適合性）を確認していく。
また，新規制基準のうち，品証技術基準規則において調達要求事項が追加されており，施行前と施行後の品質保証活動は以下のとおりである。
① 安全文化を醸成するための活動に関する必要な要求事項
安全文化を醸成するための活動は，施行前から，仕様書にて，作業班長の資格要件の一つ（原子力関連知識）として研修することを要求していた。
新規制基準の施行後，施行前から要求していた安全の確保及び環境の保全，工事現場の秩序と維持等の活動について，「安全文化の基本理念の 7 原則」を意識しながら実施することで，安全文化の醸成に努めるよう整理し追加要求してきた。
さらに，「安全文化」の定義や「健全な原子力安全文化を体現する各人・リー
ダー・組織の特性（健全な原子力安全文化の 10 の特性）」の制定後は，これを仕様書に示し，当社と一体となった原子力安全の充実に向けた取り組みを要求している。
② 不適合の報告及び処理に係る要求事項
不適合の報告及び処理に係る事項については，施行前から，仕様書にて，
以下のいずれかの不適合が発生した場合又は不適合を発見した場合にはその内容に応じて当社に報告することを要求している。また，不適合への対応として，識別，処置，再発防止対策についての管理方法を確立することを要求している。
・原子力発電所内で発生した不適合・原子力発電所外で発生した不適合③ 調達要求事項への適合状況を記録した文書を提出させること
調達要求事項への適合状況を記録した文書を提出させることについては，施行前から，仕様書にて，工事施行要領書，工事施行報告書（検査記録等を含む）等の必要な図書の提出を要求している。
設計及び運転等に係る重要度，調達要求事項，品質管理グレード及び調達製品の検証に関する社内規定類を別紙 4-4 及び別紙 4-10 に示す。

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（ｃ） 各業務を主管する組織の長は，設計及び運転等において不適合が発生した場
合，不適合を除去し，再発防止のために原因を特定した上で，原子力安全に対する重要性に応じた是正処置を実施する。
不適合の処置及び是正処置については，別紙 4-4 に示す（⑦-15，⑧-15）。
また，製品及び役務を調達する場合は，供給者においても不適合管理が適切に遂行されるよう要求事項を提示し（⑦-16，⑧-16 保安規定），不適合が発生した場
合には，各業務を主管する組織はその実施状況を確認する。
ｃ． 品質保証活動の強化
当社はこれまで，設計及び運転等の品質保証活動について，上記ａ．及びｂ．のとおり体制を確立し活動を行ってきたが，福島第一原子力発電所事故を踏まえ経営層からの改革として以下（ａ）～（ｄ），平成 27 年 9 月に発見された不適切なケーブルの敷設の教訓から以下（ｅ）の施策を展開し，品質マネジメントシステムの強化に取り組んでいる。
（ａ） 安全文化を組織全体へ確実に定着させるため，まずは経営層自身の意識を高める活動として，経営層自身の海外ベンチマークによる良好事例の取り込みや，原子力安全に係る期待事項の積極的な発信等を実践している。
（ｂ） 品質マネジメントシステムの強化，原子力安全のガバナンス改善のために，経営層は自らの期待事項を明確にしている。またそれを実現するために，管理的職位にある社員が，業務や現場の状況をじっくり観察することにより目標となるふるまいとの差を確認し，改善につなげる活動（マネジメントオブザベーション）を強化している。
（ｃ） 原子力安全に係る各分野，プロセスを強化する施策として，運転，保全等の専門分野ごとに定めた CFAM/SFAM による改善活動を展開している。社内外，海外のベストプラクティスを取り込み，各専門分野において産業界全体の中での最高レベ
ルに到達するよう課題解決に向けた活動を行い，各業務を主管する組織における改善の実行につなげている。
（ｄ） 安全文化の醸成については，「安全文化の基本理念の 7 原則」（※1）と職位ごとの行動基準を定め，安全文化を醸成するための活動に取り組んできた。福島第一原
子力発電所事故後には，これに代えて安全意識の向上と組織全体への浸透を目指した「安全文化」の定義や「健全な原子力安全文化を体現する各人・リーダー・組織の特性（健全な原子力安全文化の 10 の特性）」（※2）を制定し，一人ひとりが日々の行動や判断を振り返ることの重要性を認識させ，原子力安全の充実に向けた取り組みを展開している。
（※1）企業倫理に関する行動基準を受け，安全最優先と品質向上を達成するために原子力部門の社員が守るべき行動として具体的に示したもの（平成 21 年 11 月制定）。
（※2）世界最高水準の原子力事業者を目指す拠り所として，「健全な原子力安全文化

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の特性（INPO 12-012,April 2013）」及び「パフォーマンス目標と基準（WANO 20131 March 2013）」を参考に当社が定めたもの（平成 26 年 11 月制定）。

（ｅ） 不適切なケーブルの敷設に鑑み，技術力の向上に向けて以下の取り組みにより品質保証活動の改善を図ることとしている。（詳細は別紙 4-11 参照。）
安全上の重要度に応じた設計管理に加えて，「安全上の重要度が低い設備（常用系）のトラブルを，重要度の高い設備（安全系）に波及させない」ためのチェックを
工事の設計を行う際に実施する。チェックする際の基準は，留意点や具体例とともに，あらかじめ専門的知識を有する者（エキスパート）が明示する。工事主管箇所は工事の都度，明示された基準をもとに各分野への関連性の有無をチェックする。関連がある場合には，専門的知識を有する者（エキスパート）に確認する。
工事主管箇所にて作成したチェック結果は，関連が無いとしたものを含め，原子力安全を総括する部門が集約して再確認することとしており，工事主管箇所による確認結果に不足があると判断した場合，又はエキスパートへの確認が必要と判断した場合には，工事実施前までに工事主管箇所へ再確認結果を伝えることとしている。
また，製品及び役務の調達要求事項として，「原子力安全に及ぼす波及的影響防止」を仕様書で明確に記載するとともに，当該要求事項の達成状況は工事主管箇所が施工図面及び施工結果をもとに直接確認することとする。
新たに構築した仕組みを含め，品質保証活動の中で，有効性を検証し，継続的に業務プロセスの改善を図っていく。
上記のとおり，品質保証活動に必要な文書を定め，品質保証活動に関する計画，実施，評価及び改善を実施する仕組み及び役割を明確化した体制を構築している。
また，品質マネジメントシステムの強化に継続的に取り組んでいる。
別紙 4-1 品証技術基準規則を踏まえた品質保証計画について
別紙 4-2 柏崎刈羽原子力発電所 原子炉施設保安規定 （抜粋）
別紙 4-3 品質マネジメントシステム文書体系
別紙 4-4 原子力品質保証規程（抜粋）
別紙 4-5 柏崎刈羽原子力発電所 品質保証計画書（抜粋）
別紙 4-6 品質方針の組織内への伝達方法について
別紙 4-7 原子力品質監査基本マニュアル（抜粋）
別紙 4-8 マネジメントレビュー実施基本マニュアル（抜粋）
別紙 4-9 マネジメントレビュー，管理責任者レビュー及び各部所長レビューの開催実績
別紙 4-10 調達管理基本マニュアル（抜粋）
別紙 4-11 不適切なケーブルの敷設の教訓を踏まえた技術的能力の向上に資する
取り組み

33

（５）技術者に対する教育・訓練
指針９ 技術者に対する教育・訓練
事業者において，確保した技術者に対し，その専門知識及び技術・技能を維持・向上させるための教育・訓練を行う方針が適切に示されていること。⑨
確保した技術者に対し，その専門知識及び技術・技能を維持・向上させるための教育・訓練を行う方針を以下に示す。
ａ． 技術者は，原則として入社後一定期間，当社原子力発電所において，別紙５－１に示すとおり，原子力発電所の仕組み，発電所各系統の構成機器に関する知識，
機器配置，放射線管理，安全管理，原子力安全等の基礎教育・訓練を受け，原子力発電に関する基礎知識を習得する（⑨-1 新入社員教育年間計画）。
その後，各部門に配属後は，各部門の教育・訓練を行っていく。原子力部門の技術者が受講する教育・訓練は，別紙５－２に示す社内規定類「原子力発電所運転員に対する教育・訓練マニュアル」及び別紙５－３に示す社内規定類「原子力部門
現業技術・技能認定マニュアル」に定めている（⑨-2 マニュアル）。
また，実務を通じた教育・訓練として日常教育を実施している。日常教育では，運転及び保守における基礎知識の習得，作業安全の基礎知識の習得等を行う。
ｂ． 教育・訓練については，別紙５－４の保安規定第 3 条（品質保証計画）「6.2 人的資源」で示すとおり，品質マネジメントシステム（以下「QMS」という。）文書体系に要求事項を定めている（⑨-3 保安規定）。この要求事項を踏まえ，別紙５－５で示す社
内規定類「教育及び訓練基本マニュアル」において，品質保証計画における要求事項を具体的に規定している（⑨-4 マニュアル）。
これらの要求事項を受けて，別紙５－２で示す社内規定類「原子力発電所運転員に対する教育・訓練マニュアル」（⑨-5 マニュアル）及び別紙５－３で示す社内規定類「原子力部門現業技術・技能認定マニュアル」（⑨-6 マニュアル）においては
具体的な運用要領を，別紙５－６社内規定類「保安教育マニュアル」においては保安教育の運用要領（⑨-7 マニュアル）を定めており，教育・訓練の運用を QMS 体系の中で規定している。これらの運用に関する規定に基づき，教育・訓練を実施している。実績については，別紙５－７及び別紙５－８に示す（⑨-8，⑨-9 訓練実績）。
以上のとおり，確保した技術者に対しその専門知識及び技術・技能を維持・向上
させるため，教育・訓練に関する社内規定類を策定し，必要な教育・訓練を行う。
なお，協力会社に対しては，保安教育に加え，別紙５－９で示す社内規定類「工事監理マニュアル」において，作業者の知識技能レベル向上を目的とした作業班長
資格承認制度を設けており，作業班長に必要な教育・訓練を実施している（⑨-1034工事監理マニュアル）。
また，当社訓練施設は当社のみならず，協力会社の教育・訓練にも活用できるよう研修設備の提供等を行っており，発電所の保守点検業務等を行う協力会社社員の専門知識・技能の向上を支援している。
ｃ． 柏崎刈羽原子力発電所では，原子力安全の達成に必要な技術的能力を維持・向上させるため，保安規定に基づき，対象者，教育内容，教育時間等について教育の実施計画を策定し，それに従って教育を実施する。
また，柏崎刈羽原子力発電所では，発電所の運営に直接携わる運転，保全，放射線管理，化学管理，燃料管理に関する業務の技術者に対して，別紙５－１０に示すとおり技能認定制度を設け，確実に技術的能力を維持・向上させる仕組みを構築している（⑨-11 教育訓練プログラム）。この技能認定制度では，C 級から A 級の 3段階の研修カリキュラムを設け，業務分野ごとに机上研修及び実技研修を実施している。C 級は入社から 1 年間の研修カリキュラムの修了した段階で認定し，それ以降の B 級及び A 級の認定は，各段階の研修カリキュラムを修了した者について筆記試験及び実技試験を行い，認定水準に照らして合否判定を行い，認定する。さらに，A 級認定以降の技術技能向上の目標として S 級を設定しており，レポート審査及び面談を通じて高い専門技術を確認し，さらに，技術者倫理，指導者適性についても確認し，認定水準に到達している者を認定している。各段階の認定水準及び過去 5年間の認定実績を別紙５－１１に示す（⑨-12 技能認定実績）。
さらに，福島第一原子力発電所事故では，知見が十分とは言えない津波に対し，想定を上回る津波が来る可能性は低いと判断し，自ら対策を考えて迅速に深層防護の備えを行う姿勢が足りなかったとの反省のもと，技術力全般の底上げのため，技能認定制度による業務に必要な技術力の維持・向上と併せて，プラント冷却系統等重要な施設の設計や許認可，運転，保守に精通する技術者や，耐震技術，安全評価技術等専門分野の技術者を育成して，原子力安全の確保，技術力の向上を図る取り組みも進めている。
ｄ． 技術者の教育・訓練は，当社原子力発電所の訓練施設のほか，BTC や原子力
安全推進協会における運転員の教育・訓練等，国内の原子力関係機関も活用し，各職能，目的に応じた実技訓練や机上教育を計画的に実施し，一般及び専門知
識・技能の習得及び習熟に努める。過去 5 年間の社外教育・訓練受講者の実績を別紙５－１２に示す（⑨-13 社外教育訓練受講実績）。
当社内の講師，訓練施設だけでなく，社外の講師，訓練施設による教育・訓練にも積極的に技術者を派遣することにより，他の原子力事業者の技術者との能力比較を行い，必要ならば当社の教育・訓練項目の改善を図ること等の対策がとれること，

35当社の訓練施設で模擬できない施設に関する訓練を経験することにより，より幅広
い技術的能力の習得が可能となること等の効果が得られていると考えている。
ｅ． 技術者及び事務系社員に対しては，各役割に応じた自然災害等発生時，重大事
故等時の対応に必要となる技能の維持と知識の向上を図るため，重大事故等の内
容，原子力災害対策活動等に関する教育を行うとともに，重大事故等対策に係る資機材等を用いた訓練を計画的かつ継続的に実施する。
なお，柏崎刈羽原子力発電所に勤務する事務系社員に対しては，別紙５－８に示すとおり，従来から保安教育として保安規定に定める以下の教育・訓練を実施している（⑨-14 保安教育実績）。
入所時に実施する教育：関係法令及び保安規定の遵守に関すること，発電用原子炉施設の構造，性能に関すること（原子炉のしくみ），非常の場合に講ずべき処置に関すること
その他反復教育：関係法令及び保安規定の遵守に関すること，非常の場合に講ずべき処置に関すること
これは，原子力発電所で働く全所員に対し，関係法令及び保安規定の遵守を徹底すること，及び非常時においては事務系社員も発電所対策本部における要員の一部であり，必要な知識，技量を教育・訓練により習得，維持する必要があることから，事務系社員も教育・訓練の対象者としている。
また，原子力発電所で働く協力会社社員に対しては，関係法令及び保安規定の遵守に関すること，作業上の留意事項及び非常の場合に講ずべき処置について，
従来からの保安教育として要求し，実施していることを確認している。
ｆ． 事故対応の訓練については，福島第一原子力発電所事故以前から行ってきていたが，過酷事故は起こらないとの思い込みから，緊急時訓練が形式的なものとなっていた。また，緊急時の復旧に必要な作業を原子力部門の社員自らの手で行う準備ができておらず，福島第一原子力発電所事故の個々の対応に時間を要した。
これら課題を踏まえ，福島第一原子力発電所事故以降，柏崎刈羽原子力発電所
では重大事故等対処設備の整備強化等の設備面の対策だけではなく，重大事故等対処設備を用いた事故対応のための教育・訓練の強化等の運用面での対策を講じている。別紙５－１３に示すとおり，発電用原子炉施設の冷却機能の回復のために必要な電源確保及び可搬型設備を使用した給水確保等の事故対応を適切に行えるよう個別訓練を繰り返し行うことにより，緊急時対策要員の技術的な能力の維持向上を図っている。また，運転員については，別紙５－１２に示すとおり，従来からの設計基準事象，設計基準外事象のシミュレータ訓練に加え，全交流動力電源喪36失を想定した対応訓練等，原子力安全への達成には運転員の技術的能力の向上が重要であるとの観点から随時拡充して実施している（⑨-15 社外教育訓練実績）。
シミュレータ訓練では，重大事故等が発生した時の対応力を養成するため，手順にしたがった監視，操作において判断に用いる監視計器の故障や動作すべき機器の不動作等，多岐にわたる機器の故障を模擬し，関連パラメータによる事象判断能力，
代替手段による復旧対応能力等の運転操作の対応能力向上を図っている。
さらに，組織全体としての力量向上を図るために総合訓練を実施し，原子力防災
組織内各班の情報連携や原子力防災組織全体の運営が適切に行えるかどうかの検証を行っている。総合訓練では，2 プラント同時被災時の対応等複数号炉同時被災のシナリオの取り込み，シナリオ非提示型の訓練を実施し，対応能力の強化を図っている。
訓練の実施に当たっては，訓練の種類に対応する対象者，訓練内容等を定め，訓練の結果，改善すべき事項が抽出されれば，速やかに検討を行うこととしている。
訓練において抽出された課題の具体例は別紙５－１４に示すとおり。
g.

福島第一原子力発電所事故の教訓として緊急時対応力の強化にとどまらず幅広
く技術力全般の底上げの必要性を認識し，以下の現場力の強化に取り組んでいる。
当社の技能訓練施設においてポンプ，電動機，弁，ケーブル端末処理，ダクト
補修等様々な直営作業訓練を実施し，技術力の向上に努めている。
現場作業における災害の防止を図るため，フルハーネス型安全帯ぶら下がり
体験，低圧電気短絡体験等危険体感研修により安全意識の向上に努めている。
自ら実施する業務及び委託で実施する作業において，安全確保，不安全行為
に対する指摘，リスクの予測ができるようにするため，危険物取扱者（乙種第4類），酸素欠乏危険作業主任者等，作業安全に密接に関係する資格について，取得目標数を設定し，取得を進めている。
原子力発電所の起動，運転，停止等の通常時及び事故時の物理挙動やプラント挙動を理解するため，原子力発電設備における物理挙動やプラント挙動をパソコン上で確認できるプラントシミュレータを導入し，教育・訓練で活用している。

ｈ． 柏崎刈羽原子力発電所における設計・調達・施工管理においては，業務プロセスを実行する上で必要なルールへの適合性や原子力安全を確保するために必要な業務知識等を理解するための教育に対して不足があることが明らかになっている。これは，教育・訓練の多くが，各職場におけるOJTを主体として実施されており，

37

教育・訓練内容の抽出や教育・訓練の実施，評価等，各人の力量を把握し，業務に応じた教育・訓練の結果の管理並びに仕事の付与管理を行う仕組みが各職場に委ねられていたためである。こうした状況を踏まえ，理解すべき安全設計の基本的な考え方について，原子力に携わる社員全員に対し，平成27年12月末までに教育を完了しており，今後も継続的に実施する。また，運転，保全，放射線，燃料等の各分野において，原子力安全に関する体系的な教育・訓練を実施し，原子力部
門全体の技術力向上と原子力安全に精通したエキスパートの計画的な育成を図る
こととし，そのために必要な要件，教育・訓練の内容，方法を明確にすることとした。
これらの取り組みを実行していくにあたり，原子力・立地本部長の元に教育・訓練を統括的に管理する原子力人財育成センターを設置し，以下の体制等の見直しにより，個人のさらなる専門知識及び技術・技能の向上と，原子力部門全体の技術力向上を図る。
－これまで原子力発電所ごとに分散していた人財育成の機能及び体制を集約
し，原子力人財育成センターが中心となって教育・訓練プログラムのPDCAを実行－センターには企画機能を担うグループと教育・訓練を実施・管理するグループを設け，運転，保全，放射線，燃料等各分野において，体系的なアプローチ（業務に即した教育・訓練を企画・実施し，有効性を確認）に基づき，各々の発電所の期待事項，要望を幅広く，かつタイムリーに教育・訓練プログラムへ反映－原子力部門の各職位・役割に必要な要件に応じた育成プランの立案・支援
ｉ． 技術者に対する教育・訓練は，教育・訓練の結果から評価改善し，継続的な改善を行うことで技術力の向上を図る。また，WANO（世界原子力発電事業者協会）ピア
レビュー，IAEA（国際原子力機関）のOSART（運転安全調査団）等の第三者レビュ
ー，国内外の原子力事業者や他産業のベンチマークを通じて得られた知見についても，教育・訓練の改善につなげる。
以上のとおり，本変更に係る技術者に対する教育・訓練を実施し，その専門知識及び技術・技能を維持・向上させる取り組みを計画的かつ継続的に実施する方針である。
別紙５－１ 平成 27 年度 新入社員教育 年間計画
別紙５－２ 原子力発電所運転員に対する教育・訓練マニュアル （抜粋）
別紙５－３ 原子力部門 現業技術・技能認定マニュアル （抜粋）
別紙５－４ 柏崎刈羽原子力発電所 原子炉施設保安規定 （抜粋）
別紙５－５ 教育及び訓練基本マニュアル （抜粋）
別紙５－６ 保安教育マニュアル（抜粋）38別紙５－７ 訓練施設における教育訓練実績（平成 27 年度）
別紙５－８ 柏崎刈羽原子力発電所 保安教育実績 抜粋（平成 27 年度）
別紙５－９ 工事監理マニュアル（抜粋）別紙５－１０ 教育訓練プログラムの概要
別紙５－１１ 技能認定制度の認定水準及び各年度の認定実績
別紙５－１２ 柏崎刈羽原子力発電所における各年度の社外教育訓練受講実績
別紙５－１３ 柏崎刈羽原子力発電所における重大事故等対応に関する訓練実績
別紙５－１４ 重大事故等対応訓練において抽出した課題とその改善活動の例

39

（６）有資格者等の選任・配置
指針 10 有資格者等の選任・配置
事業者において，当該事業等の遂行に際し法又は法に基づく規則により有資格者等の選任が必要となる場合，その職務が適切に遂行できるよう配置されているか，又は配置される方
針が適切に示されていること。
【解説】「有資格者等」とは，原子炉主任技術者免状若しくは核燃料取扱主任者免状を有する者又は運転責任者として基準に適合した者をいう。
柏崎刈羽原子力発電所の運転に際して必要となる有資格者等については，その職務が適切に遂行できる者の中から選任し，配置していることを以下に示す。
（炉主任の選任）
ａ． 実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則第 95 条では，原子炉主任技術者は，原子炉主任技術者免状を有する者のうち，発電用原子炉施設の工事又は保守管理に関する業務，運転に関する業務，設計に係る安全性の解析及び評価に関する業務，燃料体の設計又は管理に関する業務の実務経験を 3 年以上有する者の中から発電用原子炉ごとに選任することが定められている。
（ａ） 実務経験について
柏崎刈羽原子力発電所の原子炉主任技術者は，上記の実務経験に関する要求に適合している者の中から職務経験期間を考慮し，発電用原子炉ごとに適切に選任している。
（ｂ） 職務能力について
保安規定では，原子炉主任技術者の選任は特別管理職の中から原子力・立地
本部長が行うことを定めている。
柏崎刈羽原子力発電所における特別管理職はグループマネージャー以上の職位が該当し，所管する組織（部又はグループ）の管理責任者として所管業務を統括・推進するとともに，必要に応じて関係者に対し指導・調整並びに専門的な立場からの連携・援助等を行う能力を有する者として，所長，原子力・立地本部長等がその職位への配置を決定した者である。
このため，特別管理職であれば，一般的な職務遂行能力はすでに有していると考えられる。原子力・立地本部長は，原子力部門の業務内容を踏まえ，特別管理職の中から，保安規定に定める原子炉主任技術者の職務を遂行できる能力を有する者を，特別管理職としての職務経験期間及び原子炉主任技術者としての選任要件に該当する職務経歴を踏まえ，原子炉主任技術者として選任する。

40

（ｃ） 発電用原子炉ごとの選任について
柏崎刈羽原子力発電所では，平成 25 年 9 月 1 日付で保安規定を変更し，柏崎刈羽原子力発電所 1～7 号炉に，原子炉主任技術者免状を有する者を，原子炉主任技術者として 1 名ずつ配置している。
（炉主任の独立性）
ｂ． 原子炉主任技術者は，発電用原子炉施設の運転に関し保安の監督を誠実かつ最優先に行い，その原子炉主任技術者としての職務が適切に遂行できるよう独立性を確保するために，原子力・立地本部長が選任し配置する。原子炉主任技術者
が他の職位と兼務する場合は，保安に関する職務からの判断と原子炉主任技術者としての判断が相反する職務とならない原子力安全センターの特別管理職とする。
原子炉主任技術者と兼務できる職位の考え方を以下に示す。
（ａ） 上位職位者との関係における原子炉主任技術者の独立性の確保
原子炉主任技術者の職務である保安の監督に支障をきたすことがないよう，所長等の上位職位者との関係において，独立性を確保するために，柏崎刈羽原子力発電所における原子炉主任技術者の選任に当たっては，所長の人事権が及ばない
原子力・立地本部長が選任する。
（ｂ） 職位（職務）に基づく判断における原子炉主任技術者の独立性の確保
原子炉主任技術者を発電所の職位（職務）と兼務させる場合，平常時及び非常時において，その職位（職務）に基づく判断と，原子炉主任技術者としての保安の監督を誠実に行うための判断が相反する立場になることが予想される職位（職務）への配置は除く必要がある。このため，保安規定で定める保安に関する職務を確認した結果，発電用原子炉施設の運転に直接権限を有するグループの特別管理職を
原子炉主任技術者として選任した場合，運転保守における権限を優先してしまい，
原子炉主任技術者の職務である保安の監督を適切に行えない可能性があると考えられる。
一方，発電用原子炉施設の運転に直接権限を有しないグループの特別管理職
を原子炉主任技術者として選任した場合は，自分のグループの職務と原子炉主任
技術者の職務である保安の監督との直接的な関連がないことから適切に職務を遂行できると考えられる。このため原子炉主任技術者を発電所の職位と兼務させる場
合は，発電用原子炉施設の運転に直接権限を有しない原子力安全センターの特別管理職を配置する。
なお，兼務可能と判断した職位について，所管の変更や規制要求の変更等があった場合は適宜，見直す。

41

（炉主任の選任及び代行者の考え方）
ｃ． 原子炉主任技術者不在時においても，発電用原子炉施設の運転に関し保安上必要な指示ができるよう，代行者を原子炉主任技術者の選任要件を満たす特別管
理職から選任し，職務遂行に万全を期している。必要な代行者数について以下に示す。
必要となる原子炉主任技術者数は，号炉ごとに選任する必要があることから，最小人数としては 7 名である。
しかし，疾病・負傷，出張，休暇等の理由により，保安規定に定める原子炉主任
技術者の職務が遂行できない可能性を考慮し，実用炉規則第 95 条第 2 項に定める選任要件に適合する代行者を選任している。必要となる代行者数は，原子炉主任
技術者 7 名のうち 1 名の不在があらかじめ予定され不在となった原子炉主任技術者の職務を代行者 1 名が遂行中に，あらかじめ予定されていない事故等により他の原子炉主任技術者 1 名もその業務を遂行できない事態を考慮し，最小人数として
は 2 名である。なお，代行者の 2 名は，1～7 号炉の原子炉主任技術者を代行することができるように選任する。
さらに，原子炉主任技術者の資格を有する者を常に把握していることから，万一，原子炉主任技術者が不在となる事態となれば，実用炉規則第 95 条第 2 項の選任要件を満たすものの中から速やかに原子炉主任技術者として選任し，選任後 30 日以内に原子力規制委員会に届け出る。
（炉主任の待機）ｄ． 福島第一原子力発電所事故を踏まえ，6 号及び 7 号炉において重大事故等が発生した場合を想定し，原子炉主任技術者は，夜間及び休日において 6 号及び 7 号炉における重大事故等の発生連絡を受けた後，速やかに発電所緊急時対策本部に参集できるよう，早期に非常召集が可能なエリア（柏崎市，若しくは刈羽村）にそれぞれ 1 名待機させる。
また，6 号及び 7 号炉の原子炉主任技術者に加え，その代行可能者も確保する。
（運転責任者の選任）
ｅ． 運転責任者は，原子力規制委員会が定める基準に適合した者の中から選任し，発電用原子炉の運転を担当する当直の責任者である当直長の職位としている。
以上のとおり，柏崎刈羽原子力発電所の運転に際して必要となる有資格者等については，その職務が適切に遂行できる者の中から選任し，配置している。

42

別紙１－１（１／１）

①-1
②-1
①-2
②-2

①-3
②-3

原子力関係組織図（平成 28 年 12 月 19 日時点）

43

別紙１－２（１／５）

抜粋

44別紙１－２（２／５）

①-2
②-2

45

別紙１－２（３／５）

①-2
②-2

②-1

①-1

46

別紙１－２（４／５）

①-1

47

別紙１－２（５／５）

①-3
②-3

①-1

①-1

②-1

48

別紙１－３（１／４）

49別紙１－３（２／４）

①-2
②-2
②-1
①-1

②-1

②-1

①-3
②-3

50

別紙１－３（３／４）

②-1

①-1

51

別紙１－３（４／４）

②-9

②-10

52

別紙１－４（１／３）②-4
重大事故等に対処する要員
緊急時対策要員
本部長

原子炉主任技術者

①

※1

1 号炉
2 号炉
3 号炉
4 号炉
5 号炉
6 号炉
7 号炉

安全監督担当
②

計画・情報
統括

計画班長
（1～5 号炉）
計画班長（6,7 号炉）

計画班員（1～5 号炉）
計画班員（6,7 号炉）

保安班長

保安班員

技術支援組織

保安班
現場要員

中央制御室運転員

復旧班
現場要員

1 号炉運転員2 号炉運転員3 号炉運転員4 号炉運転員5 号炉運転員③
号機班長（1～5 号炉）
復旧班長（1～5 号炉）

1～5 号統括号機班員（1～5 号炉）
復旧班員（1～5 号炉）※Ａ
6,7 号炉中央制御室

6 号炉運転員
6 号統括

※Ａ

7 号統括

実施組織
④

※Ａ

対外対応
統括

⑤

総務統括

運営支援組織
自衛消防隊（初期消火対応）※Ａ号機班長（6 号炉）
復旧班長（6 号炉）

号機班員（6 号炉）
復旧班員（6 号炉）

号機班長（7 号炉）
復旧班長（7 号炉）

号機班員（7 号炉）
復旧班員（7 号炉）

通報班長

通報班員

立地・広報
班長

立地・広報
班員

資材班長

資材班員

総務班長

総務班員

復旧班
現場要員
7 号炉運転員
（連携）

復旧班
現場要員

初期消火班
（消防車隊）

消防隊長

警備員
消火班
（専任）
※１ 本部付含む。

：1～5 号炉対応要員：6 号又は 7 号炉対応要員：1～7 号炉共通対応要員①：意思決定・指揮②：情報収集・計画立案③：現場対応④：対外対応⑤：ロジスティック・リソース管理

原子力防災組織（柏崎刈羽原子力発電所）

53

別紙１－４（２／３）

職 位

原子力防災組織（柏崎刈羽原子力発電所）
ミッション

本部長

各職位のミッション②-4

・防災態勢の発令，変更の決定
・緊急時対策本部（以下「対策本部」という。）の指揮・統括
・重要な事項の意思決定

原子炉主任技術者
安全監督担当計画・情報統括・原子炉安全に関する保安の監督，本部長への助言
・人身安全に関する安全の監督，本部長への助言
・事故対応方針の立案
・プラントパラメータ等の把握とプラント状態の予測・本部長への技術的進言・助言（重大事故等対処設備等，構内設備の活用）

計画班

・事故対応に必要な情報（パラメータ，常設設備の状況・可搬型設備の準備状況等）の収集，プラント状態の進展予測・評価
・プラント状態の進展予測・評価結果の事故対応方針への反映
・アクシデントマネジメントの専門知識に関する計画・情報統括のサポート

保安班

・発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範囲の評価
・被ばく管理，汚染拡大防止措置に関する緊急時対策要員への指示
・影響範囲の評価に基づく対応方針に関する計画・情報統括への助言
・放射線の影響の専門知識に関する計画・情報統括のサポート

号機統括

・対象号炉に関する事故の影響緩和・拡大防止に関わるプラント設備の運転操作への助言，可搬型設備を用いた対応，不具合設備の復旧の統括

号機班

・当直からの重要パラメータ及び常設設備の状況の入手，対策本部へインプット・事故対応手段の選定に関する当直への情報提供
・当直からの支援要請に関する号機統括への助言

当 直（運転員）

・重要パラメータ及び常設設備の状況把握と操作
・中央制御室内監視・操作の実施
・事故の影響緩和，拡大防止に関わるプラントの運転操作

復旧班

・事故の影響緩和・拡大防止に関わる可搬型設備の準備と操作・可搬型設備の準備状況の把握，号機統括へインプット・不具合設備の復旧の実施

自衛消防隊
対外対応統括・初期消火活動（消防車隊）
・対外対応活動の統括
・対外対応情報の収集，本部長へインプット

通報班

・社外関係機関への通報連絡

立地・広報班・自治体派遣者の活動状況把握とサポート
・マスコミ対応者への支援

総務統括
資材班

・発電所対策本部の運営支援の統括
・資材の調達及び輸送に関する一元管理
・原子力緊急事態支援組織からの資機材受入調整

総務班

・要員の呼集，参集状況の把握，対策本部へインプット
・食料・被服の調達
・宿泊関係の手配
・医療活動
・所内の警備指示
・一般入所者の避難指示
・物的防護施設の運用指示
・他の班に属さない事項

54

別紙１－４（３／３）

②-4
役割
本部長

・

機能

・発電所の重要な決定事項の確認
・原子力規制委員，緊急事態対策監との間で重要な事項に関する協議，意
思決定

組織
復旧統括

役割

・ 機能

班

・発電所事故対応作業の
支援統括

名

復旧班
情報班

計画・情報
統括

・プラント情報や放射線に関する情報，事故進展評価等の統括

計画班

保安班

官庁連絡班
対外対応
統括

・対外対応活動の統括
・情報発信に関して社会的感性に基づいた本部長へ
の提言

広報班
立地班

通信班
総務班
総務統括

・発電所復旧要員が的確に復旧活動を行うための支援を統括

厚生班

資材班

・発電所の復旧に向けた支援拠点や支援の受入の統括

機能

・発電所の復旧方法の検討・立案，発電所への助言
・事故状況，対応状況の把握
・本社対策本部内での情報共有・一元管理
・事故状況の把握・進展評価
・環境への影響評価
・発電所の復旧計画の策定支援
・放射性物質の放出量評価
・周辺環境への影響の予測，評価・放射線管理用資機材の配備
・発電所関係者の線量管理等の支援
・原子力規制庁等の関係官庁への通報連絡
・官庁への情報提供と質問対応
・広報活動における全店統一方針と戦略の策定
・プレス対応（プレス文，ＱＡ作成含む）
・発電所の立地地域対応の支援
・自治体・オフサイトセンターへの情報提供
・自治体・オフサイトセンターからの要望対応
・社内外関係各所との通信連絡設備の維持・確保
・本社防災要員の非常召集
・発電所緊急時対策要員の職場環境の整備等
・人員輸送手段の確保
・本部における食料・被服の調達及び宿泊関係の手配
・発電所緊急時対策要員の食料・被服の調達支援，宿泊の手配支援・現地医療体制整備支援
・発電所の復旧活動に必要な資機材の調達，適切な箇所への搬送

・原子力事業所災害対策本部支援拠点の立ち上
げ・運営
・同拠点における社外関係機関（自衛隊，消防，警察等）との情報連絡・官庁（自衛隊，消防，警察等）への支援要
支援受入調整班
請，調整の窓口・事業者間協力協定に基づく他原子力事業者か
電力支援受入班らの支援受入調整・原子力緊急事態支援組織からの支援受入調整
後方支援拠点班

支援統括

役割 ・

原子力防災組織（本社）55別紙１－５（１／２３）

柏崎刈羽原子力発電所
原子力事業者防災業務計画（抜 粋）

別紙１－５は，変更を予定している原子力事業者防災業務計
画の現時点における変更案を添付する。

平成

年

月

東京電力株式会社

56

別紙１－５（２／２３）

第２章

原子力災害予防対策の実施

第１節

防災体制

１．態勢の区分
原子力災害が発生するおそれがある場合又は発生した場合に，事故原因の除去，原子力災
害（原子力災害が生ずる蓋然性を含む。
）の拡大の防止その他必要な活動を迅速かつ円滑に行うため，次表に定める原子力災害の情勢に応じて態勢を区分する。
表 態勢の区分
発生事象の情勢態勢の区分

別表２－１の事象が発生したときから，第１次緊急時態勢が発令されるまでの間，又は別表２－２の事象に該当しない状態となり，事象が収束し原子力警戒態勢を取る必要が無くなったときまでの原子力警戒態勢間
別表２－２の事象が発生し，原子力防災管理者が原子力災害対策
特別措置法第１０条第１項に基づく通報を行ったとき，又は新潟
県地域防災計画等に基づく災害対策本部を設置した旨の連絡を受けたときから，第２次緊急時態勢を発令するまでの間，又は別表第１次緊急時態勢

２－２の事象に該当しない状態となり，事象が収束し第１次緊急時態勢を取る必要が無くなったとき，かつ新潟県地域防災計画等に基づく災害対策本部を廃止した旨の連絡を受けたときまでの間
別表２－３の事象が発生し，その旨を関係箇所に報告したとき，又は内閣総理大臣による原子力災害対策特別措置法第１５条第２項に基づく原子力緊急事態宣言が行われたときから，内閣総理大臣による原子力災害対策特別措置法第１５条第４項に基づく原子力緊急事態解除宣言が行われ，さらに新潟県地域防災計画等に基第２次緊急時態勢

づく災害対策本部を廃止した旨の連絡を受けたとき，かつ別表２－２及び別表２－３の事象に該当しない状態となり，事象が収束
し緊急時態勢を取る必要が無くなったときまでの間
注）原子力災害対策特別措置法第１５条第４項の原子力緊急事態解除宣言が行われた後においても，発電所対策本部長の判断により緊急時態勢を継続することができる。

２．原子力防災組織②-5

社長は，発電所に原子力警戒組織及び原子力防災組織を，本社に本社原子力警戒組織及び本社原子力防災組織を設置する。
（１）発電所57

別紙１－５（３／２３）②-5① 原子力警戒組織及び原子力防災組織は，別図２－１に定める業務分掌に基づき，原子
力災害の発生又は拡大を防止するために必要な活動を行う。
② 原子力防災管理者は，原子力防災組織に原子力災害が発生した場合に別表２－４に定める業務を直ちに行える原子力防災要員を置く。
③ 原子力防災管理者は，原子力防災要員を置いた場合又は変更した場合，社長より原子力規制委員会，新潟県知事，柏崎市長及び刈羽村長に様式２の届出書により原子力
防災要員を置いた日又は変更した日から７日以内に届け出る。
④

原子力防災管理者は，原子力防災要員のうち，派遣要員をあらかじめ定めておく。
派遣要員は，次に掲げる職務を実施する。

ａ．指定行政機関の長，指定地方行政機関の長並びに地方公共団体の長その他の執行機関の実施する緊急事態応急対策及び原子力災害事後対策への協力
ｂ．他の原子力事業者の原子力事業所に係る緊急事態応急対策及び原子力災害事後対策への協力⑤ 原子力防災管理者は，内閣総理大臣，原子力規制委員会，国土交通大臣，新潟県知事，柏崎市長及び刈羽村長から，原子力防災組織及び原子力防災要員の状況について報告を求められたときはこれを行う。
（２）本社①

原子力警戒組織及び本社原子力防災組織は，別図２－２に定める業務分掌に基づき，本社における原子力災害対策活動を実施し，発電所において実施される対策活動を支援する。

②

本社原子力防災組織は本社等所属の原子力防災要員で構成する。

③

第２次緊急時態勢が発令された場合には，防災センター等における関係機関と連携し，全社的に緊急事態応急対策及び原子力災害事後対策に取り組むものとする。

３．原子力防災管理者・副原子力防災管理者の職務（１）原子力防災管理者の職務
原子力防災管理者は，発電所長とし，原子力防災組織を統括管理するとともに，次に掲げる職務を行う。
①

別表２－１，別表２－２又は別表２－３の事象の発生について連絡を受け，又は自ら発見したときは，直ちに別図２－３又は別図２－４に示す箇所へ通報し，原子58

別紙１－５（４／２３）②-5
力警戒態勢又は緊急時態勢を発令する。
また，新潟県地域防災計画等に基づく災害対策本部を設置した旨の連絡を受けた
ときは，緊急時態勢を発令する。
②

原子力警戒態勢又は緊急時態勢を発令した場合，直ちに発電所所属の原子力防災要員等を召集し，原子力災害の発生又は拡大の防止のために必要な応急措置を行わせるとともに，その概要を別図２－４に示す箇所へ報告する。

③

原子力災害対策特別措置法第１１条第１項に定められた放射線測定設備を設置し，及び維持し，同条第２項に定められた放射線障害防護用器具，非常用通信機器その他の資材又は機材を備え付け，随時，保守点検する。

④

内閣総理大臣，原子力規制委員会，国土交通大臣，新潟県知事，柏崎市長及び刈羽村長から，原子力防災管理者及び副原子力防災管理者の状況について報告を求められたときはこれを行う。

⑤

発電所所属の原子力防災要員等に対し定期的に原子力緊急事態に対処するための防災訓練及び防災教育を実施する。

⑥

旅行又は疾病その他の事故のため長期に亘り不在となり，その職務を遂行できない場合，副原子力防災管理者である原子力安全センター所長，ユニット所長，副所長(事務系)，防災安全部長，安全総括部長，放射線安全部長，運転管理部長，保全部長，総務部長，原子力計画部長及び防災安全グループマネージャーの中から，この順位により代行者を指定する。

（２）副原子力防災管理者の職務
副原子力防災管理者は，次に掲げる職務を行う。
①

原子力防災組織の統括について原子力防災管理者を補佐する。

②

原子力防災管理者が不在の時には，その職務を代行する。

（３）原子力防災管理者・副原子力防災管理者の選任及び解任
原子力防災管理者又は副原子力防災管理者を選任又は解任した場合，社長より原子力規制委員会，新潟県知事，柏崎市長及び刈羽村長に７日以内に様式３の届出書により届け出る。

59

別紙１－５（５／２３）

業における放射線管理の実施，復旧資機材の受入れ等，事故復旧作業の支援を行う。
ｂ．本社対策本部長は，事態に応じ，原子力事業所災害対策支援拠点を廃止することができる。

３．緊急時態勢の発令及び解除（１）緊急時態勢の発令① 発電所
原子力防災管理者は，原子力災害対策特別措置法第１０条第１項に基づく通報を行った場合，もしくは新潟県地域防災計画等に基づく災害対策本部を設置した旨の連絡を受けた場合は，別図２－８に定める連絡経路により緊急時態勢を発令する。
原子力防災管理者は，緊急時態勢を発令した場合，直ちに本社原子力運営管理部
長に連絡する。

②-7② 本社
本社原子力運営管理部長は，原子力防災管理者から発電所における緊急時態勢発令の連絡を受けた場合，別図２－９に定める連絡経路により，社長及び原子力・立地本部長に連絡し，社長は，本社における緊急時態勢を発令する。この際，発電所において発令した緊急時態勢の区分を本社においても適用することとする。
（２）緊急時対策本部の設置① 発電所
ａ．原子力防災管理者は，緊急時態勢を発令した場合，速やかに発電所の緊急時対策
所に緊急時対策本部（以下「発電所対策本部」という。）を設置する。
ｂ．発電所対策本部は，別図２－１に示す組織で構成する。
ｃ．原子力防災管理者は，発電所対策本部長としてその職務を遂行する。

②-7

② 本社
ａ．社長は，本社に緊急時態勢を発令した場合，速やかに本社の非常災害対策室に緊
急時対策本部（以下「本社対策本部」という。
）を設置する。
ｂ．本社対策本部は，別図２－２に示す組織で構成する。
ｃ．本社対策本部長は，社長とする。また，社長が不在の場合には副社長又は常務執行役の中から選任する。
ｄ．本社対策本部長は，原子力規制庁より原子力規制委員又は緊急事態対策監が派遣

60

別紙１－５（６／２３）②-7
された以降は，緊急事態対策監と綿密に連絡を取り，発電所関連情報を共有するとともに，総理大臣官邸及び原子力規制庁等の関係機関からの指示受領は緊急事態対策監を通じて行う。
（３）原子力防災要員等の非常召集①

発電所
原子力防災管理者は，発電所における緊急時態勢発令時（緊急時態勢発令が予想される場合を含む。
）に所内放送，緊急時サイレン又は発電所所属の原子力防災要員等緊
急連絡網等を使用し，別図２－８に定める連絡経路により，発電所所属の原子力防災要員等を発電所の緊急時対策所に非常召集する。なお，原子力防災管理者は，あらかじめ発電所所属の原子力防災要員等の連絡先を記載した名簿を作成・整備しておく。

②

本社

②-7

本社対策本部総務統括は，本社における緊急時態勢発令時（緊急時態勢発令が予想される場合を含む。）に社内放送又は本社等所属の原子力防災要員緊急連絡網等を使用し，別図２－９に定める連絡経路により，本社等所属の原子力防災要員を非常災害対策室に非常召集する。なお，本社原子力運営管理部長は，あらかじめ本社等所属の原子力防災要員の連絡先を記載した名簿を作成・整備しておく。
（４）緊急時態勢の区分の変更①

発電所
発電所対策本部長は，緊急時態勢の区分を変更したときは，本社対策本部長にその旨を報告する。

②

本社
本社対策本部長は，発電所対策本部長から緊急時態勢の区分の変更の報告を受けた

ときは，本社の緊急時態勢の区分も変更する。
（５）緊急時態勢の解除①

発電所
発電所対策本部長は，次に掲げる状態となった場合，関係機関と協議し緊急時態勢を解除する。

ａ．第１次緊急時態勢発令後，別表２－２の事象に該当しない状態となり，事象が収束し第１次緊急時態勢を取る必要が無くなったとき，かつ新潟県地域防災計画等に基づく災害対策本部を廃止した旨の連絡を受けたとき。

61

別紙１－５（７／２３）（２）発電所警戒本部通報班長は，上記の情報を定期的に収集し，その内容を様式７－１に記載し，それを別図２－３に定める連絡箇所にファクシミリにて送信する。送信した通報様式については記録として保存する。

４．社外関係機関との連絡方法
原子力防災管理者（発電所警戒本部が設置されている場合は発電所警戒本部長）は，社外関係機関に連絡を行う場合，別図２－３の連絡経路により行う。

第２節

応急措置の実施

発電所警戒本部長は，原子力警戒態勢を発令した場合，この計画第４章第２節「応急措置の実施」に示す各措置を原子力警戒態勢が解除されるまでの間，必要に応じて実施
する。

第４章

緊急事態応急対策等の実施

第１節 通報及び連絡②-5
１．通報の実施（１）原子力防災管理者は，発電所における別表２－２の事象の発生について連絡を受け，又は自ら発見したときは，様式７－２に定められた通報様式に必要事項を記入し，内閣総理大臣，原子力規制委員会，新潟県知事，柏崎市長及び刈羽村長その他の別図２－４に定められた通報先にファクシミリ装置を用いて，１５分以内を目途として一斉に送信する。別表２－２に定める事象を経ずに別表２－３に定める事象が発生した場合も同様に送信する。さらに，内閣総理大臣，原子力規制委員会，新潟県知事，柏崎市長及び刈羽村長に対してはその着信を確認する。これ以外の通報先については追って電話等にてファクシミリ送信した旨を連絡する。
なお，原子力防災管理者は，発電所外（発電所が輸送物の安全について責任を有する事業
所外運搬（使用済燃料，輸入新燃料等）に限る。
）における別表２－２又は別表２

62別紙１－５（８／２３）②-5－３に定める事象の発生について連絡を受け，又は自ら発見したときは，様式７－３に定められた通報様式に必要事項を記入し，内閣総理大臣，原子力規制委員会，国土交通大臣，当該事象が発生した場所を管轄する都道府県知事，市町村長その他の別図２－４に定められた通報先にファクシミリ装置を用いて，１５分以内を目途として一斉に送信する。さらに，内閣総理大臣，原子力規制委員会，国土交通大臣，当該事象が発生した場所を管轄する都道府県知事及び市町村長に対してはその着信を確認する。これ以外の通報先については追って電話等にてファクシミリ送信した旨を連絡する。
送信した通報用紙については，記録として保存する。
（２）原子力防災管理者は，発電所内の事象発生における原子力災害対策特別措置法第１０条第１項に基づく通報を行った場合，その旨を内閣総理大臣，原子力規制委員会，新潟県知事，柏崎市長及び刈羽村長と連絡を取りつつ，報道機関へ発表する。
なお，原子力防災管理者は，事業所外運搬に係る事象発生における原子力災害対策
特別措置法第１０条第１項に基づく通報を行った場合，その旨を内閣総理大臣，原子力規制委員会，国土交通大臣，当該事象が発生した場所を管轄する都道府県知事及び市町村長と連絡を取りつつ，報道機関へ発表する。

２．緊急時態勢発令時の対応（１）原子力防災管理者は，前項の通報を行った場合，又は新潟県地域防災計画等に基づく災害対策本部を設置した旨の連絡を受けた場合は，この計画第２章第１節１．
「緊
急時態勢の区分」に基づき，緊急時態勢を発令する。
（２）原子力防災管理者は，緊急時態勢を発令した場合，直ちに本社原子力運営管理部長に連絡する。また，発電所内の事象発生の場合，本社原子力運営管理部長は，ＳＰＤＳのデータが国に伝送されていることを確認する。なお，伝送されていない場合は，必要な項目について代替手段によりデータを送付する。
（３）本社原子力運営管理部長は，原子力防災管理者からの発電所における緊急時態勢の発令の連絡を受けた場合，直ちに社長に連絡する。
（４）社長は，本社原子力運営管理部長から発電所緊急時態勢の発令の連絡を受けたときは，本社に緊急時態勢を発令する。
（５）原子力防災管理者及び本社対策本部総務統括は，原子力防災要員等を非常招集する。
（６）原子力防災管理者及び社長は，発電所及び本社に原子力警戒本部を設置し，それぞ63別紙１－５（９／２３）

第２節

応急措置の実施②-6
１．警備及び避難誘導
発電所対策本部総務班長は，発電所内の事象発生における緊急時態勢が発令された場
合，各班長と協力して次に掲げる措置を講じる。
（１）最寄りの退避場所への集合
発電所敷地内の原子力災害対策活動に従事しない者及び来訪者等（以下「一般入所者」という。
）に対して，最寄りの退避場所に集合するよう，所内放送及びページング等により周知させる。
（２）退避場所等の指定一般入所者に対する退避場所等の必要な事項を指定する。
（３）退避の周知
一般入所者に対して所内放送及びページング等により指定する退避場所への移動及びその際の防護措置を周知させる。
（４）発電所敷地外への避難一般入所者を発電所敷地外へ避難させる必要がある場合，避難誘導者があらかじめ
発電所敷地内の指定した集合場所に集合するよう周知及び誘導し，発電所から避難させる人数，負傷者及び放射線障害を受けた者又は受けたおそれのある者（以下「負傷者等」という。
）の有無を把握し，発電所敷地外へ避難させる。なお，この際に発電所対策本部通報班長は，その旨を直ちに新潟県知事，柏崎市長，刈羽村長，原子力防災専門官及び各関係機関に連絡する。
（５）発電所への入域制限等
発電所敷地内への入域を制限するとともに，原子力災害対策活動に関係のない車両の使用を禁止する。

２．放射能影響範囲の推定及び防護措置
発電所対策本部保安班長は，発電所敷地内及び発電所周辺の放射線並びに放射能の測64別紙１－５（１０／２３）②-6
定を行い，放射性物質が発電所敷地外に放出された場合，放射線監視データ，気象観
測データ及び緊急時環境モニタリングデータ等から放射能影響範囲を推定する。
また，発電所対策本部保安班長は，必要に応じ原子力災害対策活動等に従事する者に対し，防護マスクの着用及び線量計の携帯等の防護措置を定め指示するものとする。
なお，発電所対策本部総務統括は，原子力災害対策特別措置法第１０条第１項の規定に基づく緊急事態が発令された場合，発電所対策本部保安班長及び法定産業医（又は本社総括産業医）の意見を得ながら，別表３－１により，原子力災害対策活動等に従事する者に対する安定ヨウ素剤服用の要否判断を行い，必要な場合には配布・服用を指示する。発電所対策本部総務統括は，安定ヨウ素剤の配布・服用を指示した場合には，速やかに発電所対策本部長にこれを報告する。

３．医療活動発電所対策本部総務班長は，負傷者等が発生した場合，第１発見者等の関係者と協力して次に掲げる措置を講じる。
また，発電所対策本部長は，原子力防災要員等に対し，心身の健康管理に係わる適切な措置を講じる。
（１）負傷者等①

救助活動
負傷者等を放射線による影響の少ない場所に速やかに救出する。

②

応急処置
負傷者等を別図２－１２に定める発電所内の応急処置施設に搬送し，応急処置並
びに汚染検査，除染及び汚染拡大防止措置を講じた後，医療機関へ搬送する。

③

二次災害防止に関する措置
救急・救助隊員及び医療関係者の被ばく防止のため，事故の概要及び負傷者等の放射性物質による汚染の状況等の情報を救出・移送及び治療の依頼を行う時並びに依頼後の情報については随時，消防機関及び医療機関に連絡する。また，救急・救助隊員到着時に必要な情報を伝達する。

④

医療機関への搬送に関する措置

放射性物質により汚染した負傷者及び放射線障害を受けた者又は受けたおそれのある者
を医療機関へ搬送する際に，放射性物質や放射線に対する知識を有し，線65

別紙１－５（１１／２３）②-6
量評価や汚染の拡大防止措置が行える者を随行させる。また，医療機関到着時に必要な情報を伝達する。
（２）原子力防災要員等の健康管理等
発電所対策本部長は，原子力防災要員等の疲弊を防止し，原子力災害対策活動を円滑に行うため，できる限り早期に，活動期間及び交替時期を明確にする。
また，発電所対策本部総務班長は，原子力防災要員等への健康診断及び健康相談による健康不安に対する対策等を適切に実施する。

４．消火活動
第１発見者等は，速やかに火災の発生状況を把握し，消防機関に通報する。
発電所対策本部復旧班長は，火災が発生した場合，第１発見者等の関係者と協力して次に掲げる措置を講じる。
（１）初期消火
速やかに火災の状況を把握し，安全を確保しつつ，初期消火を行う。
（２）二次災害防止に関する措置
消防隊員の被ばく防止のため，事故の概要及び放射性物質の漏えいの有無等の情報を消火の依頼を行う時に，また，その後の情報については随時，消防機関に連絡する。
（３）消火活動
消防隊員到着後，消防隊員の安全確保及び消火活動方法の決定に必要な情報を提供し，消防機関と協力して迅速に消火活動を行う。

５．汚染拡大の防止
発電所対策本部保安班長は，不必要な被ばくを防止するため，関係者以外の者の立入りを禁止する区域を設置し，標識等により明示するとともに，必要に応じ所内放送等により発電所構内にいる者に周知する。また，発電所対策本部保安班長は，放射性物質による予期しない汚染が確認された場合，速やかにその拡大の防止及び除去に努める。

６．線量評価発電所対策本部保安班長は，避難者及び原子力災害対策活動に従事している者の線量評価を行うとともに，放射性物質による汚染が確認された場合，速やかにその拡大の防66

別紙１－５（１２／２３）②-6
止及び除去に努める。
なお，本社対策本部保安班長は，原子力災害対策活動に従事している者の被ばく線量が，線量限度を超える又は超えるおそれがある場合には，各関係機関に線量限度の取り扱いを確認する。
また，本社対策本部保安班長は，放射線量が上昇し避難者及び原子力災害対策活動に従事している者の汚染検査においてスクリーニングレベルが確認できない又はできなくなるおそれがある場合には，各関係機関にスクリーニングレベルの取り扱いを確認する。

７．広報活動（１）発電所対策本部広報班長及び本社対策本部広報班長は，緊急時態勢が発令された場
合，本社に事業者プレスセンターを開設する。また，発電所の事業者プレスセンターの代替として，別に指定する場所においてプレス発表を行う。
（２）防災センターの運営が開始された場合，プレス発表は原則として防災センターのプ
レスルームで行う。
（３）発電所対策本部広報班長及び本社対策本部広報班長は，プラントの状況，応急措置の概要等の公表する内容を取り纏め，別図３－１に示す伝達経路に基づき関係箇所に連絡する。

８．応急復旧（１）施設及び設備の整備並びに点検
発電所対策本部号機班長は，中央制御室の計器等による監視及び可能な範囲における巡視点検の実施により，発電所設備の状況及び機器の動作状況等を把握する。
（２）応急の復旧対策
発電所対策本部長は，原子力災害（原子力災害が生ずる蓋然性を含む。
）の拡大の防止を図るため，優先順位を考慮した応急復旧計画を策定し，発電所対策本部復旧班長
は，応急復旧計画に基づき復旧対策を実施する。

９．原子力災害の発生又は拡大の防止を図るための措置
発電所対策本部の関係する各班長は，事故状況の把握，事故の拡大防止及び被害の拡大に関する推定を行い，原子力災害の発生防止又は事故原因の除去及び拡大の防止を図67

別紙１－５（１３／２３）②-6
るため次に掲げる事項について措置を検討し，実施するものとする。
（１）発電所対策本部号機班長及び計画班長は，主要運転データにより原子炉系の運転状態を把握し，燃料破損あるいはその可能性の有無を評価する。
（２）発電所対策本部計画班長は，発生事象に対する工学的安全施設等の健全性並びに運転可能な状態の継続性を把握し，事故の拡大の可能性を予測するとともに，放射能が外部へ放出される可能性を評価する。
（３）発電所対策本部計画班長は，可能な限り燃料破損の程度を定量的に推定し，外部へ放出される放射能の予測を行う。
（４）発電所対策本部号機班長は，事故の拡大のおそれがある場合，事故拡大防止に関する運転上の措置を検討し，措置を講ずる。
（５）発電所対策本部号機班長は，事故発生ユニットからの影響を考慮し，他のユニットの運転継続の可否を検討するとともに，必要な点検及び操作を実施して，保安維持を行う。
（６）発電所対策本部保安班長は，環境への放射性物質の放出状況及び気象状況等から，事故による周辺環境への影響を予測する。また，格納容器圧力逃がし装置，代替格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系（以下「格納容器ベント」という。）の実施の際にも，実施前に同様の周辺環境への影響予測を実施する。
（７）発電所対策本部長は，格納容器ベントの実施に際しては，上記の予測結果を踏まえて，影響が及ぶ可能性のある範囲について避難状況を確認した上で実施する。
（８）発電所対策本部長は，原子炉等規制法第６４条第３項の規定に基づく原子力規制委
員会からの危険時の措置の命令があった場合は，その指示に従う。

１０．資機材の調達及び輸送発電所対策本部資材班長は，原子力防災資機材及びその他原子力災害対策活動に必要な資機材を調達するとともに，資機材の輸送を行う。
なお，資機材には原子力緊急事態支援組織より貸与された資機材を含む。
また，発電所対策本部資材班長は，発電所において十分に調達できない場合，本社対策本部資材班長に必要とする資機材の調達及び輸送を要請する。

１１．事業所外運搬に係る事象発生における措置

68別紙１－５（１４／２３）

地方行政機関の長並びに新潟県知事，柏崎市長，刈羽村長その他の執行機関の実施する次に掲げる緊急事態応急対策が的確かつ円滑に行われるようにするため，別表３－２に定める原子力防災要員等の派遣，原子力防災資機材の貸与その他必要な措置を講じる。なお，必要に応じて新潟県，柏崎市及び刈羽村に対して，発電所対策本部から連絡要員を派遣する。
ａ．防災センターにおける業務に関する事項① 防災センターの設営準備助勢② 発電所と防災センターとの情報交換③ 報道機関への情報提供④ 緊急事態応急対策についての相互の協力及び調整⑤

原子力災害合同対策協議会（原子力災害合同対策協議会が開催されるまでは，「現地事故対策連絡会議」に読み替える。以下同じ。
）への参加

等

ｂ．環境放射線モニタリング，汚染検査及び汚染除去に関する事項① 環境放射線モニタリング② 身体又は衣類に付着している放射性物質の汚染の測定③ 住民からの依頼による物品又は家屋等の放射性物質による汚染の測定④ 放射性物質による汚染が確認されたものの除染派遣された原子力防災要員等は，原子力災害合同対策協議会の指示に基づき，必要な業務を行う。
また，本社対策本部長は，原子力災害合同対策協議会への参加，緊急事態応急対策についての相互の協力及び調整を円滑に進めるために，本社から防災センターへの派遣員②-7を選定し，派遣する。
（２）原子力事業所災害対策支援拠点への派遣

本社対策本部長は，発電所における原子力事業所災害対策の実施を支援するために
原子力事業所災害対策支援拠点の設置が必要と判断した場合，あらかじめ選定した原子力事業所災害対策支援拠点への原子力防災要員の派遣その他必要な措置を講じる。
ａ．原子力事業所災害対策支援拠点における業務に関する事項①身体又は衣類に付着している放射性物質の汚染の測定②車両及び重機等の放射性物質による汚染の測定

69

別紙１－５（１５／２３）③放射性物質による汚染が確認されたものの除染④資機材等の保管，輸送管理
なお，警戒区域外への放射性物質の拡散を防止するため，上記①，②，③を行う
場所については，警戒区域の設定範囲により適切な場所を選定する。

②-7（３）他の原子力事業者，原子力緊急事態支援組織の協力の要請
発電所対策本部長は，他の原子力事業所，原子力緊急事態支援組織の応援を必要とするときは，本社対策本部長に要請する。必要と認められるときは，本社対策本部長は，当社の他原子力発電所に応援を指示し，それでもなお不足する場合，他の原子力事業者に協力を要請する。

第３節 緊急事態応急対策

１．第２次緊急時態勢の発令（１）発電所対策本部長は，別表２－３に定められた事象に至った場合，発電所対策本部
通報班長を経由して，様式９－１又は様式９－２に所定の事項を記入して，直ちに別
図２－５に定められた箇所に報告する。
送信した通報用紙については，記録として保存する。
（２）発電所対策本部長は，この報告を行ったとき，あるいは内閣総理大臣が原子力緊急事態宣言を発令したときは，第２次緊急時態勢を発令する。
（３）発電所対策本部長は，別図２－６及び別図２－５に定める連絡経路に基づき，本社対策本部長その他必要な箇所に第２次緊急時態勢を発令した旨を連絡する。
（４）本社対策本部長は，発電所対策本部長より第２次緊急時態勢発令の報告を受けた場
合，本社における第２次緊急時態勢を発令する。

２．原子力災害合同対策協議会等との連絡報告（１）発電所対策本部長は，防災センターの運営が開始された場合，防災センターに派遣されている原子力防災要員と連絡を密に取る。発電所対策本部長は，原子力災害合同対策協議会から発電所に対して要請された事項に対応するとともに，原子力災害合同対策協議会に対して必要な意見を進言するものとする。
（２）発電所対策本部長は，内閣総理大臣，原子力規制委員会，新潟県知事，柏崎市長及70

別紙１－５（１６／２３）②-5

安全監督担当1.作業者の安全確保

技術スタッフ1.原子炉安全に関する技術支援・助言

対外対応統括通報班

1.対外対応活動の統括

立地・広報班

計画・情報統括

本部（統括管理）

1.事故状況の把握
2.事故対応方針の作成

計画班

1. 事故状況の把握評価
2. 事故影響範囲の推定
3. 事故拡大防止対策の検討

保安班

1. 発電所内外の放射線・放射能の状況把握
2. 被ばく管理・汚染管理
3.放射能影響範囲の推定

号機班

1. 事故状況の把握
2. 事故拡大防止に必要な運転上の措置
3. 発電所施設の保安維持
4. 除熱機能等確保に伴う措置

復旧班

1. 応急復旧計画の立案と措置
2. 事故復旧計画の立案
3. 消火活動
4. 電源機能等喪失時の措置

資材班

1. 資材の調達及び輸送
2. 社外機動力の調達
3. 原子力緊急事態支援組織からの資機材受
入

総務班

1. 所内への周知
2. 対策本部の設置・運営
3. 要員の呼集及び輸送
4. 食糧・被服の調達
5. 宿泊関係の手配
6. 医療活動
7. 所内の警備
8. 一般入所者の避難・誘導
9. 物的防護施設の運用
10.他の班に属さない事項

本部長：原子力防災管理者（発電所長）
1.本部業務の統括
2.重要な事項の意思決定，
指揮
3.防災態勢の発令，変更及び解除の決定号機統括
1.事故の影響緩和
・拡大防止

総務統括
1.発電所対策
本部の運営
支援の統括

1. 社外関係機関への通報・連絡
2. 本社本部との指令受理・情報伝達
3. 各班情報の収集
4.
1.マスコミ対応
2.立地地域対応

別図２－１ 発電所原子力警戒組織及び原子力防災組織の業務分掌71別紙１－５（１７／２３）

②-5
官庁連絡班
対外対応統括1.対外対応活動の
統括

広報班

立地班

保安班
計画・情報統括
1.プラント情報や放射線に関する
情報，事故進展評価などの統括

計画班

情報班

本部（統括管理）
本部長：社長復旧統括

1.発電所の重要な決定
事項の確認
2.原子力規制委員，緊急事態対策監との間で重要な事項に関す
る協議，意思決定

総務統括

１．発電所の復旧方法の検討・立案，発電
所への助言

通信班

１．社内外関係箇所との通信手段の維持・確保
１．本社防災要員の非常召集
２．発電所復旧要員の職場環境の整備等
３．人員輸送手段の確保

総務班

厚生班

資材班

後方支援拠点班
支援統括
1.発電所の復旧に向けた支援拠点や支援の受入の統括

１．放射性物質の放出量評価
２．周辺環境への影響の予測・評価
３．放射線管理用資機材の配備
４．発電所関係者の線量管理等の支援
１．事故状況の把握・進展評価
２．環境への影響評価
３．発電所の復旧計画の策定支援
１．事故状況，対応状況の把握
２．本社対策本部内での情報共有・一元
管理

復旧班

1.発電所事故対応
作業の支援統括

1.発電所復旧要員が的確に復旧活動を行うための支援を統括

１．原子力規制庁等の関係官庁への通報
連絡
２．官庁への情報提供と質問対応
１．広報活動における全店統一方針と戦略の策定
２．プレス対応（プレス文，ＱＡ作成含む）
１． 発電所の立地地域対応の支援
２． 自治体・防災センターへの情報提供
３． 自治体・防災センターからの要望対応

支援受入調整班
電力支援受入班

１．本部における食料・被服の調達及び宿泊関係の手配２．発電所復旧要員の食料・被服の調達
支援，宿泊の手配支援
３．現地医療体制整備支援
１．発電所の復旧活動に必要な資機材の調達，適切な箇所への搬送
１．原子力事業所災害対策支援拠点の立
ち上げ・運営
２．同拠点における社外関係機関（自衛隊、消防、警察等）との情報連絡１．官庁（自衛隊、消防、警察等）への支
援要請、調整の窓口
１・事業者間協力協定に基づく他原子力事業者からの支援受入調整
２．原子力緊急事態支援組織からの支援
受入調整

別図２－２ 本社原子力警戒組織及び原子力防災組織の業務分掌72

別紙１－５（１８／２３）②-5
新潟県防災局 原子力安全対策課(新潟県知事)
柏崎市市民生活部 防災・原子力課（柏崎市長）
事象発見者（当直長等）

刈羽村総務課（刈羽村長）
上記を除く新潟県内の市町村（市町村長）
新潟県以外の県市村（県知事・市村長）
新潟県警察本部警備第二課
柏崎警察署警備課

通報連絡責任者

柏崎市消防本部
新潟労働局労働基準部健康安全課
長岡労働基準監督署安全衛生課
新潟海上保安部警備救難課
陸上自衛隊

東部方面総監部防衛部

第１２旅団司令部
柏崎刈羽原子力規制事務所
経済産業省東北経済産業局総務企画部総務課
原子力防災管理者

地方放射線モニタリング対策官
内閣府（内閣総理大臣）

本社連絡責任者（不通時は第１代行者又は第２代行者）

原子力規制庁原子力災害対策・核物質防護課（原子力規制委員会）
経済産業省 資源エネルギー庁
原子力政策課
内閣官房
内閣府政策統括官（原子力防災担当）付
社内関係箇所：原子力災害対策特別措置法第１０条第１項に基づく通報先：電話によるファクシミリ着信の確認：ファクシミリによる送信（ファクシミリが使えない場合，衛星電話等による連絡）：電話等による連絡別図２－４ 原子力災害対策特別措置法第１０条第１項に基づく通報経路73

別紙１－５（１９／２３）②-7発電所原子力防災管理者
連絡発令
原子力運営管理部長

原子力・立地本部長

社長

連絡
非常召集
社内放送（通常勤務時間帯の場合）

本社対策本部総務統括

本社対策本部副本部長
非常召集
非常召集

通常勤務時間帯以外の時間帯及び社内放送で召集できない場合に連絡する経路
各班連絡責任者

各班員※ 原子力警戒事態発令の場合，「本社対策本部」は「本社警戒本部」に読み替える。

別図２－９ 本社における原子力警戒態勢発令及び緊急時態勢発令と本社等所属の原子力防災要員の非常召集連絡経路74

別紙１－５（２０／２３）②-6

５号機サービス建屋内応急処置室

６・７号機サービス建屋内応急処置室

３・４号機サービス建屋内応急処置室

１・２号機サービス建屋内応急処置室

緊急時対策所

別図２－１２

発電所敷地内の緊急時対策所及び応急処置施設

75

別紙１－５（２１／２３）②-6

発電所対策本部※

プラント状態，放射性物

本社対策本部※

号機班

情報班

通報班

官庁連絡班

質放出状況の調査

立地・広報班

プレス公表

広報班

資料の作成

発電所プレスセンター

県

国

市村

又は新潟県柏崎刈羽原子力

本社プレスセンター
広報班

防災センター広報班

プレス発表
プレス発表

※

原子力警戒事態発令の場合，「発電所対策本部」は「発電所警戒本部」に，「本社対策本部」は「本社警戒本部」に読み替える。

別図３－１ 公表内容の伝達経路

76

別紙１－５（２２／２３）②-5

別表２－４ 原子力防災要員の職務と配置
原子力防災要員の職務(1)特定事象が発生した場合における当該特定事象に関する情報の整理及び内閣総理大臣，原子力規制委員会（事業所外の運搬の場合にあっては内閣総理大臣，原子力規制委員会及び国土交通大臣），関係地方公共団体の長その他の関係者との
連絡調整

配置

原子力防災組織の班名と人員

発電所内

通報班６名以上

発電所内

通報班５名以上

新潟県柏崎刈羽原子力防災センター

通報班２名以上
計画班２名以上
保安班２名以上

発電所内

立地・広報班６名以上

新潟県柏崎刈羽原子力防災センター

立地・広報班２名以上

発電所内

本部９名以上保安班７名以上
号機班４２名以上

新潟県柏崎刈羽原子力防災センター

保安班５名以上(5)原子力災害の発生又は拡大の防止のための措置の実施

発電所内

号機班１３名以上
計画班９名以上
復旧班２１名以上(6)防災に関する施設又は設備の整備及び点検並びに応急の復旧

発電所内

復旧班４５名以上

発電所内

保安班２１名以上

新潟県柏崎刈羽原子力防災センター

保安班５名以上(8)被ばく者の救助その他の医療に関する
措置の実施

発電所内

総務班４名以上(9)原子力災害の発生又は拡大の防止のために必要な資機材の調達及び輸送

発電所内

資材班６名以上
総務班３名以上(10)原子力事業所内の警備及び原子力事
業所内における従業者等の避難誘導

発電所内

総務班４名以上(2)原子力災害合同対策協議会における原子力緊急事態に関する情報の交換，緊急事態応急対策及び原子力災害事後対策についての相互の協力(3)特定事象が発生した場合における当該特定事象に関する広報(4)原子力事業所内外の放射線量の測定その他の特定事象に関する状況の把握(7)放射性物質による汚染の除去※

要員数は原子力防災要員の内，初期対応に必要な人数を示す。

77

別紙１－５（２３／２３）②-6

別表３－１ 原子力災害対策活動等に従事する者の安定ヨウ素剤服用基準
項目

内容
性別・年齢に関係なく全ての対象者に対し一律に，放射性ヨウ素による小児甲状腺等価線量で１００mSv に相当する予測線量となる場合

安定ヨウ素剤予防※ ただし、上記の予測線量の評価ができない場合については，服用に関する防護以下とする。
対策指標「原子力災害対策特別措置法第１０条第１項の規定に基づく
通報以降，放射性ヨウ素の放出による内部取り込みの可能性が予測される場合」
性別・年齢に関係なく一律に服用の対象とする。ただし，以下の者には安定ヨウ素剤を服用させないこと。
（禁忌）・ヨウ素過敏症の既往歴のある者
また，以下の者には慎重に服用させること。
（慎重服用）
・甲状腺機能亢進症
服用対象者

・甲状腺機能低下症
・腎機能障害・先天性筋強直症
・高カリウム血症
・ヨード造影剤過敏症の既往歴のある者
・低補体血症蕁麻疹様血管炎又はその既往歴のある者
・ジューリング疱疹状皮膚炎又はその既往歴のある者※ヨウ化カリウム丸 50mg「日医工」（2013 年 5 月改訂）より
医薬品ヨウ化カリウムの丸薬２錠（ヨウ素量７６ｍｇ，ヨウ化
カリウム量１００ｍｇ）を用いる。

服用量

初日の服用は１日２錠，２日目以降は１日１錠。連続服用は１４日までとする。１４日経過後又は通算服用数２０錠ごとに，副作用の有無を確認するため臨時健診を実施する。３日以上の間隔が空いた場合には初日２錠とし，以降は同様とする。

78

別紙１－６（１／２）

原子力防災組織の改善に関する考え方
１．原子力防災組織における監督限界の設定及び機能の整理

福島第一原子力発電所の事故において，発電所の原子力防災組織が過酷事故及び複数号機の同時被災を処理するには組織上の無理（監督限界数の超過等）があったこと，また，発電所対策本部長が全ての班（12 班）を管理するフラットな体制で緊急時対応を行なっていたため，あらゆる情報が発電所対策本部長に報告され，情報が輻輳し混乱した教訓を踏まえ，原子力防災組織は指示命令が混乱しないよう，現場指揮官を頂点に，直属の部下は最大７名以下に収まる構造を大原則（監督限界の設定）とし，原子力防災
組織に必要な機能を以下の５つに定義する。
Ⅰ．意思決定・指揮Ⅱ．情報収集・計画立案
Ⅲ．現場対応Ⅳ．対外対応Ⅴ．ロジスティック・リソース管理
Ⅰの責任者として発電所対策本部長があたり，Ⅱ～Ⅴの機能ごとに責任者として「統括」を配置する。
２．原子力防災組織における交替要員（緊急時対策要員）の配置
福島第一原子力発電所の事故において，発電所の原子力防災組織が長期間の対応に適したものではなく，人員を交替することができず，長期間の対応を極度の疲労の中で行わざるを得なかった教訓を踏まえ，発電所対策本部長，統括，班長について，複数名の人員を配置することで，長期間に及んでも交替で対応することができる環境を整備する。
３．原子力防災組織における発電所対策本部長の権限委譲
福島第一原子力発電所の事故において，発電所の原子力防災組織が発電所対策本部長
からの権限委譲が適切でなく，ほとんどの判断を発電所対策本部長が行う体制となっていた
教訓を踏まえ，必要な役割や対応について，あらかじめ発電所対策本部長の権限を統括に委譲することで，統括や班長が自発的な対応を行えるようにする。
４．発電所対策本部が事故収束対応に専念できる環境の整備
福島第一原子力発電所の事故において，本社緊急時対策本部（本社対策本部）は，外部からの問い合わせや指示を調整できず，発電所対策本部を混乱させた教訓を踏まえ，外部からの問合せ対応は本社対策本部が行い，外部からの発電所への直接介入を防止することで，発電所対策本部が事故収束対応に専念できる環境を整備する。
５．原子力事業所災害対策支援拠点及び運用の整備
福島第一原子力発電所の事故において，発電所外からの支援に係る対応拠点を整備しておらず，初動対応において資材の迅速な準備，輸送，受け渡しで十分な支援ができなかった。
その後対応拠点としてスポーツ施設（Ｊヴィレッジ）を活用することとしたが，これらの教訓を踏79

別紙１－６（２／２）

まえ，後方支援拠点となる原子力事業所災害対策支援拠点（エネルギーホール，東京電力
信濃川電力所，当間高原リゾート）を速やかに立ち上げられるよう，拠点を整備し，本社，発電所，新潟本部の要員からあらかじめ派遣する人員を決めておく。
６．対外対応の専属化
福島第一原子力発電所の事故において，公表の遅延，情報の齟齬，関係者間での情報共有の不足等が生じ，事故時の対外公表・情報伝達が不十分だった教訓を踏まえ，社外対応を行う要所となるポジションにはリスクコミュニケーターを配置し，本社で記者会見等の対応をできるようにする。

80

別紙１－７（１／１２）

基本マニュアル
文書名

保安管理基本マニュアル
ＮＭ－２４ 改０９抜粋

２００７年１２月１４日施行
２０１６年１２月１９日（改訂０９）

原子力運営管理部（主管部）

東京電力ホールディングス株式会社

81別紙１－７（２／１２）

②-11

82

別紙１－７（３／１２）

83

別紙１－７（４／１２）

84

別紙１－７（５／１２）

②-11

85

別紙１－７（６／１２）

②-11

86

別紙１－７（７／１２）

87

別紙１－７（８／１２）

88

別紙１－７（９／１２）

89別紙１－７（１０／１２）

90別紙１－７（１１／１２）

91

別紙１－７（１２／１２）

92

別紙１－８（１／１）

原子力発電保安委員会の開催実績（平成 27 年度）
②-12
開催月

回数

４月

０

５月

１

内容
・(報告-1) 原子炉主任技術者の保安の監督状況の報告（第９条関連）
・(報告-2) 保安委員会における保安上重要な審議結果の報告（第６条関連）

６月

１

・（審議）CNSO（Chief of Nuclear Safety Oversight 原子力安
全監視最高責任者）職位設立に伴う 1F 実施計画及び 2F/KK
保安規定の変更について

７月

０

８月

０

９月

０

１０月

０

１１月

１

・(報告-１) 原子炉主任技術者の保安の監督状況の報告（第９条関連）
・(報告-２) 保安委員会における保安上重要な審議結果の報告（第６条関連）１２月

１

・(審議-1) 緊急作業従事者の線量限度等の見直し 他
・(審議-2) 原子炉施設とインフラストラクチャー（品証技術基準）の関連の明確化に伴う 2F 保安規定の変更について・(報告-１) 原子力安全監視最高責任者の職位設立の取り下げについて・(報告-2) K6 SRNM の単位に関する記載の適正化(cps→s-1)

１月

１

・（審議-1） （柏崎刈羽）中央制御室床下ケーブルの不適切な敷設について

２月

０

３月

１

・(審議-1) 緊急作業従事者の線量限度の見直しに関する実
施計画・保安規定の補正・(審議-２) 空間放射性粒子濃度測定装置 No.1 設置場所変更に伴う 2Ｆ保安規定の変更

93別紙１－９（１／１）

開催月
４月
５月

原子力発電保安運営委員会の開催実績（平成 27 年度）
回数
内容
０
０

６月

１

７月

２

８月

０

９月

０

１０月

０

１１月

０

１２月

１

１月

１

２月

２

３月

３

・CNSO(Chief of Nuclear Safety Oversight 原子力安全監視最高責任者)の職位設立に伴う保安規定の変更について・柏崎刈羽原子力発電所 1 号炉 高経年化技術評価の結果
及び長期保守管理方針並びに保守管理の実施方針の妥当性評価結果について
・事故・故障の水平展開の実施状況について

・緊急作業時被ばく線量限度見直しに伴う保安規定の変更について・ホールディングカンパニー制移行に伴う保安規定の変更について・保安規定／実施計画の変更認可申請「原子力安全監視最高責任者の職位設立」「社内組織体制の見直し」補正の経緯
・（保安規定違反事項の対応）柏崎刈羽原子力発電所の不適
切なケーブルの敷設に関する直接原因，組織体制に起因する根本原因分析及び再発防止対策について
・事故・故障の水平展開の実施状況について（平成 27 年度上
半期）
・柏崎刈羽原子力発電所 2，3，4，5 号機定期安全レビュー報
告書の概要及び妥当性確認実施結果報告について
・緊急作業従事者の線量限度等の見直しに関する保安規定の補正について・福島原子力事故の教訓を反映した新事故時操作手順書の作成について・保安規定第９条及び第１２１条における報告先追加に伴う保安規定の変更・平成 27 年度保安教育実施結果並びに平成 28 年度保安教育実施計画について

94

②-13

別紙２－１（１／１）

原子力・立地本部及び同本部に所属する原子力安全・統括部，原子力運営管理部，原子力設備管理部，原子燃料サイクル部，原子力人財育成センター，原子力資材調達センター及び柏崎刈羽原子力発電所在籍技術者並びに有資格者の人数
有資格者数
技
管
第1種
第1種
第1種
術
理
原子炉
ボイラー・
運 転
放射線
電 気
者
者
主 任
タービン
取 扱
主 任
数
数
技術者
主 任
責任者
主任者
技術者
技術者
原 子 力・立 地
本
部

11

10
(10)

5

3

1

1

0

原
子
力
安 全 ・統 括 部

61

17
(17)

5

16

1

2

0

原子力運営
管
理
部

66

14
(14)

4

13

2

0

0

原子力設備
管
理
部

192

47
(46)

14

23

3

4

0

社 原 子 燃 料
サイクル部

25

6
（6）

1

4

0

0

0

原子力人財
育 成 センター

53

12
（12）

3

4

2

1

0

原子力資材
調 達 センター

8

1
(1)

0

1

0

0

0

50
［4］

22
［1］

5
［0］

68
［0］

114

31

13

68

本

柏 崎 刈 羽原子力発電所

合計

1,014
［7］

1,430

113
(113)
［7］

220
(219)

③-2
④-2

17
[7]

③-1
④-1

49

（ ）内は，管理者のうち，技術者としての経験年数が 10 年以上の人数を示す。
[ ]内は，柏崎刈羽原子力発電所に常駐する本社組織所属の人数を示す。
福島第二原子力発電所及び東通原子力建設所を除く人数を示す。

95

別紙２－２（１／１）

全社と原子力部門の採用人数について（平成 29 年 4 月 1 日現在）

③-3

年度

原子力部門

④-3

全社

比率

人数(a)

前年比の
増減率

人数(b)

前年比の
増減率

(b/a)

平成 20 年度

780

0％

103

▲17%

13%

平成 21 年度

805

3%

125

21%

16%

平成 22 年度

1092

36%

182

46%

17%

平成 23 年度

1077

▲1%

159

▲13%

15%

平成 24 年度

0

－

0

－

－

平成 25 年度

0

－

0

－

－

平成 26 年度

368

－

44

－

12%

平成 27 年度

654

78%

72

64%

11%

平成 28 年度

555

▲15%

109

51%

20%

平成 29 年度

280

▲50%

90

▲17%

32%

96

別紙２－３（１／２）

(抜粋）

97

別紙２－３（２／２）

③-4
④-4

98

別紙２－４（１／２）

(抜粋）

99

別紙２－４（２／２）

③-5
④-5

100

別紙２－５（１／２）

(抜粋）

101

別紙２－５（２／２）

③-5
④-5

102

別紙２－６（１／１）

原子炉主任技術者資格取得に向けた取り組み○筆記試験対策・入社１年目の原子力部門配属大学卒技術系社員（全員）及び希望者をＪＡＥＡ原子炉
工学特別講座（計 10 日間）に派遣。
・原子炉主任技術者資格保有者を講師にした社内研修（問題演習等）を実施。
・社内模擬試験を実施。
・資格関連の参考図書を取り組み者に配布。
・合格体験記の共有。

○口答試験対策・口答試験前に原子炉主任技術者資格保有者を面談員として模擬試験を実施。

○その他の取り組み
・合格者への報奨金を支給。
・福島第一原子力発電所事故以降，取り止めていた東京大学原子力専門職大学院への派遣を再開。

103

別紙２－７（１／１）

柏崎刈羽原子力発電所における重大事故等対応に関する有資格者数（平成 28 年 12 月 31 日現在）
重大事故等対応に必要な資格の取得状況及び平成 28 年度の取得計画を以下に示す。
資格名称

大型自動車

けん引

用途
大容量放水車
大型タンクローリー
代替熱交換器車
可搬型発電機車 等
代替熱交換器車
可搬型発電機車
泡原液搬送車 等

必要な有資格

平成 28 年度

人数

者数

取得計画
④-6

42

156

39

28

126

28

大型特殊

ホイールローダ

14

103

15

小型移動式クレーン

水中ポンプ設置
可搬型発電機車接続
吸着剤移動・設置 等

35

138

33

燃料給油

21

312

25

35

307

43

危険物取扱者（乙種第４類）
玉掛け

水中ポンプ吊り上げ
吸着剤吊り上げ 等

車両系建設機械

ホイールローダ

14

106

19

中型自動車 ※

電源車
中型タンクローリー
放水砲移動 等

56

285

5

普通自動車

消防車

21

347

0

小型船舶操縦士

海上モニタリング8122※：中型自動車の取得者数は，中型自動車と中型自動車（８ｔ）限定の合計数

104

250

工事件数

工事監理員数

柏崎刈羽原子力発電所における重大事故等対応に係る工事件数と工事監理員数

105

0

50

100

平成 28 年人）
工事監理員数（

平成 27 年

0

50

100

150

150

1月
2月
3月
4月
5月
6月
7月
8月
9月
10月
11月
12月
1月
2月
3月
4月
5月
6月
7月
8月
9月

200

件）
工事件数（

200

250

別紙２－８（１／１）③-6

別紙２－９（１／１）

不具合事例に関する設備及び資料の展示

柏崎刈羽３号炉 所内変圧器の火災

福島第二３号炉 原子炉再循環ポンプ損傷トラブル

パネル展示

106

別紙２－１０（１／１）

CFAM/SFAM 設置分野一覧表
番号

分野

1

運転管理

2

メンテナンス

3

設計管理

4

設備信頼性

5

パフォーマンス向上

6

放射線防護・化学

7

人財育成

8

ワークマネジメント

９

労働安全

10

原子力防災

11

安全技術

12

燃料管理

13

火災防護

14

調達管理

15

核セキュリティ16

サイバーセキュリティ

17

土木

18

建築

107

別紙３－１（１／１）
原子力発電所内訓練施設を活用した研修及び訓練の実績について（平成 27 年度）
研修コース
新入社員研修
（Ｃ級認定研修含む）

主な内容
安全教育，品質保証，設備の概要，制御装置展開接続図及び配管計装図の読み方，安全処置

受講者数
1917

⑥-1

電動機試運転，遠隔操作弁，ポンプの原理・構造，
運転部門

保全

15

設備診断
Ａ級認定研修

部門
（電気）

保全

180
Ｂ級認定研修

Ａ級認定研修

電動機，保護継電器，装甲開閉器ほかの原理・構造・点検・操作
遮蔽設計，耐震設計，特殊軸シールほかの原理・構造・点
検

部門

257

（機械）

Ｂ級認定研修保全

Ａ級認定研修部門（計装）
保安

一般弁，配管，蒸気タービンほかの原理・構造・点検・操作
再循環制御，給水制御，タービン制御ほかの理論・構造・点検

89

Ｂ級認定研修一般計器，放射線計測，計算機ほかの原理・構造・点検

Ａ級認定研修

放射線計測器の点検校正，被ばく低減対策，遮蔽設計

部門
（放射
線）
保安

27
Ｂ級認定研修

Ａ級認定研修部門

放射線防護管理，除染
放射線及び化学分析装置，水質管理等の設備使用方法・
実技
19

（環境
化学）
技術

Ｂ級認定研修

化学分析，水質管理等の設備概要・実技

Ａ級認定研修計量管理，燃料検査，燃料破損等の設計・メカニズム評価

部門
（燃料）

⑥-1

大型電動機，超高圧機器，発電機ほかの原理・構造・点検

29
Ｂ級認定研修

原子炉理論，燃料取扱，燃料取扱設備ほかの理論・運用

重大事故等時における高圧ケーブル，低圧ケーブルの電源盤への接続訓練（暗闇現場作業を想定した訓練での訓練を含む）

108

130

別紙３－２（１／１）
安全性向上対策設備を反映したシミュレータ訓練の実績について
１． 全交流動力電源喪失事象について，当直連携訓練を実施
１号炉

２号炉

３号炉

４号炉

５号炉

６号及び７号

運転員

運転員

運転員

運転員

運転員

炉運転員

平成 25 年度

65 名

39 名

29 名

36 名

51 名

150 名

平成 26 年度

44 名

34 名

31 名

45 名

58 名

177 名

平成 27 年度

63 名

43 名

16 名

47 名

74 名

186 名

⑥-2

２．ＢＴＣにおける特別訓練コース「ＳＡ訓練コース（上級）」を実施
当直長

当直長以外の運転員

平成 26 年度

14 名

10 名

平成 27 年度

7名

12 名

109

⑥-3

別紙３－３（１／３）

（抜粋）

110

別紙３－３（２／３）

⑤-1
⑥-4

111

別紙３－３（３／３）

運転経験情報の活用実績
福島第一原子力発電所事故の振り返りから，運転経験（当社で発生したトラブル対応，国内外のトラブル情報（運転経験情報））の活用における弱点・課題を抽出し，強化している。
【課題①】事象の原因のみに着目し，大局的な視点からの検討が不足（水平展開不足）【施策①】・検討の観点や留意点，手順を業務ガイドとして策定・ライン部門の検討への参画【効果①】・ライン部門やグループマネージャークラスの関与が増え，リスク管理に有用な検討となった。
ライン部門関与率 H22 年度： 14％ ⇒ H28 年度： 55％【課題②】トラブル情報の処理の遅延【施策②】・入手したトラブル情報が滞りなく処理されていることを図る PI を設定し管理【効果②】・H28 年 12 月末現在，入手した情報の 3 ヶ月以内の処理率 100％
【課題③】トラブル情報から教訓を得て改善を図るという意識の低さ【施策③】・トラブル情報へのアクセスのし易さの改善（イントラネットの活用）
・トラブル情報に関する原子力リーダーからの定期的なメッセージの配信
・トラブル情報概要版の作成⇒ 上記各施策を活用し，定例ミーティング等で毎日共有（毎日 OE 活動）【効果③】・トラブル情報へのアクセスが増加。
H26 年 5 月： １％ ⇒ H28 年 12 月： 71％ （原子力部門全体の閲覧割合）
・毎日 OE 活動の定着
H27 年 4～6 月： 79％ ⇒ H28 年 10～12 月： 95％

社内イントラネットを利用したトラブル情報
へのアクセス改善

原子力リーダーからのメッセージ112

トラブル情報概要版の作成，共有

毎日，ミーティング等でトラブル情報を共有

別紙３－４（１／６）

他電力のトラブル事例の影響評価とその対策の実施例
当社は，これまでの原子力発電プラントの運転及び保守の経験の中で，数多くの国内外のトラブル情報（運転経験情報）を収集し，当社プラントへ起こり得る問題の影響を評価し，対応を実施してきた。
これまでに実施してきた運転経験情報の活用実績を以下に例示する。
１．女川原子力発電所３号機における制御棒の過挿入について【事象発生日】平成 21 年 5 月 28 日
【事象の概要】
女川原子力発電所３号機の定期検査中に，当直員がＨＣＵのアイソレ復旧操作を行っていた
ところ，１３７本ある制御棒のうちの１本に対して，「制御棒ドリフト」警報が発報。
警報直後に当該制御棒の位置表示を確認したところ全挿入位置になっていたことから，当該
制御棒が一時的に全挿入位置から過挿入の状態に動作したと推定。
【原因】
・復旧操作における 103 弁“開”操作時に 123 弁のシートパスにより，駆動水圧力が制御棒にかかった
・シートパスの原因は，123 弁のシート面に異物が噛み込んだため・異物混入の原因は，交換を実施した新品マニホールドフィルタに異物が付着していたこと【当社プラントへ起こり得る問題の影響評価】
新品のマニホールドフィルタが原因であるとは断定できないが，HCU 内異物混入については
原子力安全上リスクが高いと判断。
【対応状況】
・新品のマニホールドフィルタについても，「発電所現地で超音波洗浄を実施すること」を施工要領書に反映した。
・新品のマニホールドフィルタであっても，異物管理をしなければ不適合に繋がることを教訓とし，今後，より一層の異物混入防止を図るために本事例と①の対応を工事監理員に周知した。

113

別紙３－４（２／６）
２．残留熱除去系海水系配管の減肉について【事象発生日】平成 22 年 1 月 13 日
【事象の概要】東海第二発電所の第 24 回定期検査において，残留熱除去系海水系配管（Ａ）系のライニン
グ修繕工事を実施していたところ，建屋貫通部付近の熱交換器入口側海水配管外面の一部に腐食跡を確認。当該部の肉厚測定を実施したところ，減肉により必要最小厚さ（7.08ｍｍ，管の外径に応じて定められる管の厚さ）を満足しない部位が１箇所（6.7ｍｍ）確認された。
【原因】
・屋外ハッチ開口部から，アンカーサポートを伝わって配管外面に滴下した雨水が，建屋壁貫通部からはみ出していたモルタルと配管外面との隙間に浸み込み，長期間に渡り湿潤環境となった。その結果，錆び止め塗装のみの配管外面が著しく腐食し，必要最小厚さを下回った。
・当該配管が設置されているトレンチ内及び二重管内は，巡視点検が行われておらず，周辺状況（干渉物の発錆状況や天井の雨水侵入跡等）の変化を確認できなかったこと。
・当該配管の建屋貫通部等の目視が困難な部位の環境を目視可能範囲と同一に考えたた
め，当該部分の環境（雨水が浸み込み長期間湿潤環境にあること）を考慮した点検が行われなかった。
【当社プラントへ起こり得る問題の影響評価】
・震災を受け，配管貫通部の水密化工事と現場の設備の外観点検を実施してきたが，本件のように，顕著な外面腐食があり，最低必要肉厚を割った箇所は確認されておらず，特段の問題はないと評価。
・トレンチ内配管の設備健全性確保に対しては，点検手入れマニュアルに基づき，配管の点検頻度を 10 年に一度と定め，点検を実施中。
・火力部門の知見も踏まえ，様々な配管外面腐食の事例とともに，点検，対策のポイントをまとめた「配管・ダクト等機器外表面管理に関するガイドライン」を策定，保守管理担当者で共有している。また，本事例も同ガイドラインに反映済。
・以上から，トレンチ内配管の設備の健全性は確保され，今後も維持されるものと考えるが，万一その健全性が失われた場合の，原子力安全の観点（最終ヒートシンクの確保）や放射性物
質の漏えい防止の観点（放射性物質内包配管の健全性維持）への影響を考慮し，念のため発電所における管理の実態を調査・確認し，必要に応じて，対応を図る。
【対応状況】
各発電所の配管管理箇所におけるトレンチ内配管の健全性確保に対する方策の策定状況を調査した。その結果，各箇所とも，「配管・ダクト等機器外表面管理ガイドライン」に基づき，外観点検（保温の場合は下部をサンプリングで取り外し湿潤状態を確認）を実施することを定め，点検長期計画に反映していることを確認した。

114

別紙３－４（３／６）
３．浜岡原子力発電所 5 号機 主復水器細管損傷について【事象発生日】平成 23 年 5 月 14 日
【事象の概要】
中部電力浜岡原子力発電所 5 号機にて，5 月 14 日に原子炉を停止させ，冷温停止の作業を実施中，主復水器水室(A)の導電率計の指示値が上昇し，続いて(B)～(F)全ての導電率計の指示値が上昇するとともに，原子炉冷却材の導電率計の指示値も上昇した。給水ポンプによる原子炉への給水を停止。
冷温停止後，主復水器内部の確認作業を実施したところ，主復水器(A)の細管（総数約21,000 本）のうち，43 本が損傷，2 本が変形していた。主復水器内部に接続している電動駆
動給水ポンプ(A)ミニフロー配管に設置しているエンドキャップ（損傷している細管の前面）が脱落していた。
【原因】
・細管損傷・変形の原因は，エンドキャップ脱落後のミニフローの噴出によるもの
・エンドキャップの脱落の原因は，以下の 3 つの要因の重複
溶接要因：平板差し込み構造のため，溶接先端部に溝が発生しやすく応力が集中
構造要因：厚みの薄いエンドキャップを採用したため，溶接部に発生する応力が大きい
環境要因：ポンプ出口部の振動周波数とミニフロー配管内を流れる水の共鳴周波数が一致
し，圧力変動が約 3 倍に増幅
【当社プラントへ起こり得る問題の影響評価】
当社プラントにおいても主復水器内部に接続している給水ポンプミニフロー配管にエンドキャップが設置されている。ただし，浜岡 5 号機（2005 年 1 月営業運転開始）に比べ，当社プラン
ト（柏崎刈羽 7 号機 1997 年 7 月営業運転開始）は運転期間が長く，溶接欠陥があった場合，
既に疲労限に達しているものと考えられるが，同様のトラブルは発生しておらず，溶接欠陥に起因するエンドキャップ脱落のリスクは小さいと考える。
本事象は，3 つの要因が重複したことによるものであり，同様の要因から破断に至る可能性があるエンドキャップを抽出，点検することで，原子炉内への海水流入に対するリスクを可能な限り低減できると考える。
エンドキャップが脱落し，復水器細管破断が発生した場合においても，事故時操作手順書に定めた手順により，原子炉隔離等処置を実施し，原子炉への大量の海水流入を阻止し，RCIC 等による給水により原子炉水位を保つ対応が可能。運転中の柏崎刈羽 5,6 号機において，速やかに当該手順書に従い対応できるよう万全を期すため，手順の確認を実施する。
【対応状況】
・点検対象抽出フローを策定し，点検が必要なエンドキャップを抽出した結果，柏崎刈羽 4 号
機で 3 箇所，同 5 号機で 3 箇所，同 6 号機で 2 箇所の点検対象を抽出。
・点検対象箇所について，UT 及び PT を実施し，異常のないことを確認した。

115

別紙３－４（４／６）
・念のための処置として，点検対象となったエンドキャップに脱落防止処置を実施。あわせて，
6 号機については，エンドキャップの先に保護板を設置した。
・本事例を周知し，事故時操作手順書の「復水器冷却管の漏えい」手順の確認を実施した。
４．気体廃棄物処理系再結合器の金属触媒性能低下に伴う出口水素濃度上昇事象対策について(総括) 2007-東北-T001 ほか 6 件【事象の概要】気体廃棄物処理系再結合器(以下 OG 再結合器)の触媒として金属触媒を使用しているプラ
ントにおいて，2 年の間に性能低下に伴う出口水素濃度上昇事象が 7 事例発生。
①浜岡 5 号機（H19.7.1）：プラント出力上昇中，一時的に「再結合器出口水素濃度高」警報発生。 (既存触媒にて発生)②女川 3 号機（H19.11.10）：プラント低出力段階において，「再結合器出口水素濃度高」警報発生。原子炉手動停止。(既存触媒にて発生)③志賀 2 号機（H20.4.1）：プラント低出力段階において，「再結合器出口水素濃度高」警報発
生。原子炉手動停止。(既存触媒にて発生)④志賀 2 号機（H20.5.12）：ﾊｰﾌ出力段階において，「再結合器出口水素濃度高」警報発生。
触媒性能回復には処理量増による高温化が必要と判断，出力増により水素濃度低下し，起動。(新触媒にて発生)⑤浜岡 5 号機（H20.11.5）：プラント高出力段階(88%)において，「再結合器出口水素濃度高」
警報発生。原子炉手動停止。(新触媒にて発生)なお，除湿冷却器～H/U 塔にて水素燃焼が発生。
⑥浜岡 5 号機（H20.12.30）：プラント低出力段階において，「再結合器出口水素濃度高」警報発生。原子炉手動停止。(事象⑤発生の触媒にて発生)⑦浜岡 4 号機（H21.5.5）：ﾊｰﾌ出力段階において，「再結合器出口水素濃度高」警報発生。
原子炉手動停止。(事象発生触媒にて発生)【原因】
ⅰ．触媒毒（シロキサン）付着による触媒性能低下（経年劣化）＿事例①,②,③,⑤,⑥,⑦
ⅱ．ベーマイト組織が多いことによる触媒性能低下（初期劣化）＿事例①,②,③,⑤,⑥,⑦ⅲ．酸素水素濃度比が低いことによる触媒性能低下（初期劣化）＿事例②ⅳ．硫酸塩生成による触媒性能劣化（経年劣化）＿事例③
ⅴ．白金酸化物による触媒性能低下（初期劣化）
＿事例④

116

別紙３－４（５／６）
【当社プラントへ起こり得る問題の影響評価】
本事象は，金属触媒号機のみで発生していることから，現段階では適用範囲を金属触媒号機（1F1/4,KK4/5/6）のみとする。
ⅰ．触媒毒（シロキサン）付着による触媒性能低下（経年劣化）
主たる累積要因であるスリーボンドの塗布については，過去に KK4 の 1 車室に塗布実績があるのみであり，現時点では基本的に問題はない。
ⅱ．ベーマイト組織が多いことによる触媒性能低下（初期劣化）
KK4/6 の触媒調査から，ベーマイト量が多くないことを確認。KK4/5/6 は温水洗浄時間が比較的短いためベーマイト量は比較的少ないと推測され，洗浄時間の長い 1F1/4 の触媒に対する調査が必要。
ⅲ．酸素水素濃度比が低いことによる触媒性能低下（初期劣化）
KK4/6 の実機使用触媒を用いた酸素水素濃度比の比較試験では，有意な反応度低下はな
く，酸素水素濃度比による閾値は確認されなかった。酸素水素濃度比による閾値の有無は触媒ユニークであり，その他の号機に対する調査が必要。
ⅳ．硫酸塩生成による触媒性能劣化（経年劣化）
KK4/6 の触媒の成分分析の結果，有意な硫酸塩の蓄積は確認されなかった。生成の原因は長期に亘る湿潤環境下への暴露であり，設備レイアウト等の要因があるものと推測。その他の号機対する調査が必要。
ⅴ．白金酸化物による触媒性能低下（初期劣化）
継続使用した触媒では一旦高温に晒され還元が進むため，考慮不要。さらに，既に，日立にて製造過程で還元処理プロセスを標準化しており，現状は想定不要。
なお，水素濃度上昇の可能性は，触媒の健全性を維持することで低く抑えられると考えるが，万が一水素濃度が上昇した場合に備えて，プラントリスク回避の観点からセラミック触媒・金属
触媒ともに，極力時間低減を図ることを基本とする。
【対応状況】
・全号機を対象とし，シロキサン含有物品の使用規制を周知。
・1F1/4 の触媒性能調査を実施し，健全性を確認。
・ＯＧ復水器ドレン抜きの継続。
・情報共有のため，本事象に対する JIT 情報を作成。
・水素濃度検出時間遅れを短縮する必要があるプラントについては，サンプリング流量の増
加，サンプリング配管の小口径化を実施。

117

別紙３－４（６／６）
５．所内電源設備点検中の人身事故について【事象発生日】平成 22 年 1 月 29 日
【事象の概要】川内原子力発電所第 20 回定期検査中，所内電源設備の点検のため，3-1B2 パワーセンタ
ー母線を停電後，接地器具取付作業中に作業員 7 名が熱傷を負った。また，火災が発生したため，現場作業員が初期消火活動を行い専属消防隊の消火確認，消防署の鎮火確認が行われた。
作業員 3 名は，救急車で搬送され，病院にて治療を行ったが熱傷の症状が重く入院治療を行うこととなった。結果的に 1 名死亡，2 名重傷，4 名軽傷の人身災害となった。
【原因】
・P/C 母線停止後の接地器具取り付け作業時，充電中の主回路端子に接地器具を取り付けた・接地器具取り付け前に上流側 M/C 遮断器を切る手順となっていなかった
・発電と保全との停止手順の認識あわせが不十分
・監理員から作業員に充電部近接作業であることが伝えられなかった（推定）・受電遮断器の主回路端子の一次側と二次側を間違えた（推定）・検電を確実に実施していなかった，若しくは検電箇所を間違えた（推定）【当社プラントへ起こり得る問題の影響評価】
当社においても同様な電源停止操作を行っており，得られる教訓は多いことから水平展開を要とする。
なお，川内原子力発電所での対策内容については，当社においてすでに運用されており同事象の発生は想定されないものの，得られた教訓について対応を行う。
【対応状況】
・作業管理マニュアルに以下を明示
母線接地に関する安全処置区分において，P/C 母線接地に対しても当直員の関与の必要であることを明記。
電源停止時の安全処置については，原則 2 点切りを明記し，2 点切りによる隔離ができな
い際は，施錠管理や充電部の識別管理を行うことを追記。
・1F，2F で制定，運用されている「作業用接地着脱基本ガイド」を柏崎刈羽においても制定。
・情報共有ツールとして，本事象に対する JIT 情報を作成。
・各Ｇｒ及び当直員によるミーティング等を実施し，事象を周知するとともに，マニュアル及びガ
イド反映内容について即時に運用を開始。

118

別紙３－５（１／２）

過去 3 年間の海外派遣者（駐在）実績について
平成 25 年度から平成 27 年度までの主な海外派遣者（駐在）の実績を以下に示す。
年度
件名
派遣者数
（人数）
25 年度
電気事業連合会ワシントン事務所への派遣
2(5 名）
米国電力研究所（EPRI)への派遣
1

⑤-2

26 年度
(6 名）

27 年度
(4 名）

原子力発電運転協会（INPO）への派遣

1

国際原子力機関（IAEA）への派遣

1

電気事業連合会ワシントン事務所への派遣

2

米国電力研究所（EPRI)への派遣

1

原子力発電運転協会（INPO）への派遣

1

国際原子力機関（IAEA）への派遣

1

英国原子力廃止措置機関（NDA)への派遣

1

電気事業連合会ワシントン事務所への派遣

1

米国電力研究所（EPRI)への派遣

1

原子力発電運転協会（INPO）への派遣

1

国際原子力機関（IAEA）への派遣

1

119

⑥-5

別紙３－５（２／２）

過去 3 年間の海外派遣者（出張）実績について
平成 25 年度から平成 27 年度までの主な海外派遣者（出張）の実績を以下に示す。
年度
件名
派遣者数
(延べ人数)
25
米国原子力発電所におけるコンフィグレーションマネージメントの調
2
⑤-2
年度 査
⑥-5
米国原子力事業者のサイバーセキュリティ対策調査
2
米国原子力発電所の工程管理，設計変更管理方法に関する調査
26
米国原子力発電所の防災体制及び運用の調査
年度 米国原子力発電所の安全意識向上，深層防護強化，緊急時対応，現場技術力強化に関する調査

1
5
3

欧州原子力発電所の安全対策調査

2

欧州の格納容器内 pH 管理及び SA 対策設備の調査

1

カナダ原子力発電所における内部コミュニケーションの調査

1

米国原子力発電所における原子力安全改革プランに関する調査

9

海外原子力発電所の PRA 手法の適用状況に関する調査

11

ドイツ原子力発電所における個別設備の詳細設計，運転性，メンテ
ナンス性の調査米国原子力発電所の原子力安全監視活動の調査

1

27
海外原子力発電所の PRA，緊急時対応に関する調査
年度 海外原子力施設の原子力安全監視活動の調査3
8
3

米国原子力発電所における原子力発電所運転員のパフォーマンス
に関する調査米国原子力発電所における教育訓練に関する調査

7

海外原子力発電所におけるシビアアクシデント解析に関する調査

4

米国原子力発電所における火災及び溢水対策に関する調査

5

欧州原子力発電所における高経年化評価に関する調査

1

米国原子力発電所における安全文化評価手法に関する調査

3

米国原子力発電所における機械設備の維持規格に関する調査

3

米国原子力発電所における異物管理に関する調査

1

米国原子力発電所における炉心設計及び炉心管理に関する調査

1

米国原子力事業者におけるサイバーセキュリティ対策に関する調査2※上記派遣者数には海外機関・事務所駐在者の出張参加を含んでいない

120

8別紙４－１（１／１）⑦-1
品証技術基準規則を踏まえた品質保証計画について⑧-1

当社における品質保証活動については，新規制基準施行前までは JEAC4111-2009 に基づき品質保証活動を実施してきた。今回の品証技術基準規則の施行（平成 25 年 7 月 8 日）を踏まえ，
JEAC4111-2009 から追加された要求事項について，品質保証計画に反映し，平成 25 年 9 月 25
日に保安規定変更認可申請を実施した。
なお，本審査資料に関する品質保証計画の変更内容は以下のとおりである。

本審査資料
3.(4)品質保証活動
a.(a)及び(b)品質マネジメントシステム

本審査資料に係る品証技術基準
規則の追加要求事項
第二条第 2 項第一号
QMS に安全文化を醸成するための活動を行う仕組みを含めること。

a.(c)及び(d)
文書及び記録管理a.(e)品質保証活動に係る体制第六条及び第七条
追加要求事項なし
該当条項なしa.(f)及び(g)
品質方針及び品質目標

第十条及び第十一条
品質方針は，組織運営に関する方針と整合的なものであること。
第十七条，第十八条及び第十九条
マネジメントレビューのインプットとして，品質目標の達成状
況，安全文化の醸成及び関係法令遵守の実施状況を追加。
第十六条
追加要求事項なし
第三十六条，第三十七条及び第三十八条
調達要求事項として，不適合の報
告及び処理，安全文化醸成活動に関する必要な事項及び調達要求事項への適合状況を記録した文書の提出等を追加。
第五十一条及び第五十四条
追加要求事項なし
該当条項なしa.(h)及び(i)マネジメントレビューa.(j)内部コミュニケーション
b.(a)及び(b)
調達管理

b.(c)
不適合管理及び是正処置
c.(a)(b)(c)(d)及び(e)
その他

121

保安規定第 3 条（品質保証計画）の変更内容
1.目的JEAC4111-2009 に基づいた QMSに，安全文化を醸成するための活動を行う仕組みを含めた QMSとすることに変更した。
同左
同左（具体的な体制は，保安規定第4 条，第 5 条に記載している。）
5.3 品質方針f)項として左記内容を追加した。
5.6.2 マネジメントレビュー
へのインプットc)，e)及び f)項に左記の内容を追加した。
同左
7.4.2 調達要求事項(1)d)，e)及び(3)項等に左記内容を追加した。

同左
同左（福島第一原子力発電所事故
及び柏崎刈羽原子力発電所における不適切なケーブルの敷設の振り返りから，QMS，安全文化の強化・改善を図る取り組
みを記載した。
）

別紙４－２（１／２１）

抜粋※別紙 4-2 は，平成 25 年 9 月 27 日に変更認可申請を行った原子炉施設保安規定に，その後の変更申請
で認可を得た変更内容を追加したものを添付する。

122

別紙４－２（２／２１）

123

別紙４－２（３／２１）

⑦-1
⑧-1

124

別紙４－２（４／２１）

⑦-11
⑧-11

125

別紙４－２（５／２１）

⑦-2
⑧-2

126

別紙４－２（６／２１）

⑦-2
⑧-2

127

別紙４－２（７／２１）

⑦-2
⑧-2
⑦-3
⑧-3

128

別紙４－２（８／２１）

⑦-3
⑧-3

⑦-5
⑧-5
⑦-5
⑧-5
⑦-9
⑧-9

⑦-5
⑧-5

129

別紙４－２（９／２１）

⑦-5
⑧-5

⑦-7
⑧-7
⑦-8
⑧-8

130

別紙４－２（１０／２１）

⑦-7
⑧-7
⑦-8
⑧-8

⑦-9
⑧-9

⑦-10
⑧-10

131

別紙４－２（１１／２１）

⑦-10
⑧-10

⑦-9
⑧-9

132

別紙４－２（１２／２１）

⑦-3
⑧-3

133

別紙４－２（１３／２１）

134別紙４－２（１４／２１）

135別紙４－２（１５／２１）

⑦-12
⑧-12

⑦-13
⑧-13

⑦-16
⑧-16

136

別紙４－２（１６／２１）

⑦-14
⑧-14

137

別紙４－２（１７／２１）

138

別紙４－２（１８／２１）

139

別紙４－２（１９／２１）

⑦-15
⑧-15

140

別紙４－２（２０／２１）

⑦-15
⑧-15

141

別紙４－２（２１／２１）

142

一次文書

柏崎刈羽原子力発電所 品質保証計画書

原子力品質保証規程

原子炉施設保安規定

143

外部コミュニケーション基本マニュアル

教育及び訓練基本マニュアル

原子力品質監査基本マニュアル

マネジメントレビュー実施基本マニュアル

セルフアセスメント実施基本マニュアル

設計管理基本マニュアル

原子燃料調達基本マニュアル

調達管理基本マニュアル

検査及び試験基本マニュアル

文書及び記録管理基本マニュアル

不適合管理及び是正処置・予防処置基本マニュアル

二次文書（基本マニュアル）

地震後の対応マニュアル
定例試験マニュアル
ばい煙発生施設管理マニュアル
防火管理マニュアル
原子力プラント停止中の安全管理マニュアル

追加仕様書作成および運用マニュアル
原子力取引先登録マニュアル
放射線管理仕様書作成および運用マニュアル
原子力発電所における契約手続きマニュアル

原子力災害対策基本マニュアル

法令等の遵守及び安全文化の醸成に係る活動の手引き

原子力災害応急対策・事後対策マニュアル

原子力災害予防対策マニュアル

行政情報運用マニュアル

原子力発電所通信設備点検手入れマニュアル

現業技術・技能認定Ｓ級業務マニュアル［原子力部門］

高経年化技術評価マニュアル

保全の有効性評価マニュアル

原子力発電所運転責任者に係る判定機関の指定及び管理並びに選任マニュ
アル原子力発電所運転員に対する教育・訓練マニュアル

原子力部門 現業技術・技能認定マニュアル

保全活動管理指標設定及び監視マニュアル

原子力発電所点検手入れ前状態データ採取・評価マニュアル

保安教育マニュアル

原子力発電所状態監視マニュアル

監査員の資格・認定・教育訓練マニュアル

重要度分類・保全方式策定マニュアル

ディジタル型安全保護系品質管理マニュアル

ソフトウェア構成管理計画マニュアル

測定用核燃料物質官庁手続きマニュアル

工事計画手続き確認マニュアル

プラント長期停止時対応マニュアル

原子力発電所土木設備点検マニュアル

業務品質監査マニュアル

定期安全レビュ－マニュアル

配置計画の設計マニュアル

許認可解析の検証マニュアル

原子力発電所建築設備点検マニュアル

原子力発電所予備品・設備予備貯蔵品管理マニュアル

設計標準（原子力）取扱マニュアル

計測器管理マニュアル

工事監理マニュアル

放射性廃棄物の廃棄手順に関するマニュアル

低レベル放射性廃棄物輸送における緊急時対応マニュアル

放射性固体廃棄物事業所外廃棄マニュアル

事業所外における輸送等に係る業務管理マニュアル

保守管理基本マニュアル

放射性廃棄物管理基本マニュアル

原子燃料物質数量残高確認業務マニュアル

原子燃料サイクル部支払業務マニュアル

国内廃棄物貯蔵・埋設契約履行業務マニュアル

国内輸送契約履行業務マニュアル

海外輸送契約履行業務マニュアル

海外再処理契約履行業務マニュアル

国内再処理契約履行業務マニュアル

ウラン燃料成型加工契約締結・履行業務マニュアル

精鉱、転換、濃縮契約締結・履行業務マニュアル

放射線管理基本マニュアル

トラブル等の報告マニュアル

共通仕様書作成および運用マニュアル

水質管理マニュアル

機器・部品等の管理マニュアル

取引先登録における技術審査マニュアル

安全対策仕様書作成および運用マニュアル

作業管理マニュアル

状態管理マニュアル

運転操作マニュアル

運転員の引継マニュアル

定期報告マニュアル

運転計画作成マニュアル

運転員の確保マニュアル

原子力設備電気主任技術者職務運用マニュアル

原子力設備ボイラー・タービン主任技術者職務運用マニュアル

原子炉主任技術者職務運用マニュアル

二次文書（業務マニュアル）

外部監査の実施マニュアル

燃料管理基本マニュアル

運転管理基本マニュアル

保安管理基本マニュアル

二次文書（基本マニュアル）

需要箇所における契約手続きマニュアル

検査（区分Y）マニュアル

検査（区分D～F）マニュアル

検査（区分A～C）マニュアル

文書の作成管理マニュアル

一次、二次及び三次マニュアルの管理マニュアル

官庁申請手続きマニュアル

原因分析の実施マニュアル

事故・故障情報及び耐震新知見情報処理マニュアル

二次文書（業務マニュアル）

別紙４－３（１／１）

品質マネジメントシステム文書体系

新規制基準として申請している文書体系を示す

別紙４－４（１／２１）

抜

粋

144

別紙４－４（２／２１）

145

別紙４－４（３／２１）

⑦-5
⑧-5

146

別紙４－４（４／２１）

147

別紙４－４（５／２１）

148

別紙４－４（６／２１）

149

別紙４－４（７／２１）

150

別紙４－４（８／２１）

151

別紙４－４（９／２１）

⑦-4
⑧-4

152

別紙４－４（１０／２１）

153別紙４－４（１１／２１）

154

別紙４－４（１２／２１）

⑦-4
⑧-4

155

別紙４－４（１３／２１）

⑦-4
⑧-4

156

別紙４－４（１４／２１）

⑦-4
⑧-4

157

別紙４－４（１５／２１）

158

別紙４－４（１６／２１）

159

別紙４－４（１７／２１）

160

別紙４－４（１８／２１）

161

別紙４－４（１９／２１）

⑦-4
⑧-4

162

別紙４－４（２０／２１）

⑦-4
⑧-4

163

別紙４－４（２１／２１）

164

別紙４－５（１／９）

抜

粋

165

⑦-4
⑧-4

別紙４－５（２／９）

166別紙４－５（３／９）

167別紙４－５（４／９）

168別紙４－５（５／９）

169別紙４－５（６／９）

170別紙４－５（７／９）

171別紙４－５（８／９）

172別紙４－５（９／９）

173別紙４－６（１／３）

品質方針の組織内への伝達方法について○社内イントラネット画面（1/2）（⑦-6，⑧-6）

174

別紙４－６（２／３）○社内イントラネット画面（2/2）

175

別紙４－６（３／３）

〇執務室内への掲示

176別紙４－７（１／２）

抜

177

粋

別紙４－７（２／２）

⑦-8
⑧-8

178

別紙４－８（１／９）

⑦-10
⑧-10

抜

179

粋

別紙４－８（２／９）

⑦-7
⑧-7
⑦-8
⑧-8

180

別紙４－８（３／９）

⑦-9
⑧-9

181

別紙４－８（４／９）

182別紙４－８（５／９）

183別紙４－８（６／９）

184別紙４－８（７／９）

185

別紙４－８（８／９）

186別紙４－８（９／９）

187別紙４－９（１／１）

マネジメントレビュー，管理責任者レビュー及び各部所長レビューの開催実績

時期

平成 26 年度

平成 27 年度

平成 28 年度

主査

上期

下期

上期

下期

上期

トップマネジメント（社長）---

H27.6.5---

H28.6.8

---

管理責任者
（原子力・
立地本部長）

H26.11.25

H27.6.1

H27.12.2

H28.5.26

H28.12.6
H28.12.27

管理責任者（内部監査室長）

H26.11.7

H27.5.15

H27.11.16

H28.5.16

H28.11.11

原子力安全・
統括部長

H26.11.10

H27.5.19

H27.11.18

H28.5.18

H28.11.25

原子力運営管理部長

H26.11.6

H27.5.25

H27.11.6

H28.5.13
H28.5.20

H28.11.21

原子力設備管理部長

H26.10.21～
H26.11.13

H27.4.24～
H27.5.14

H27.10.21～
H27.11.27

H28.4.18～
H28.5.26

H28.10.27～
H28.12.9

原子燃料サイクル部長H26.10.28

H27.5.19

H27.10.15

H28.5.24

H28.11.8

資材部長

H26.11.5

H27.5.13
H27.11.20

H28.5.13

H28.11.15

H27.11.27

H28.5.20

H28.11.11

原子力資材調達センター所長
柏崎刈羽原子力発電所長

H26.10.29

H27.5.14

188

別紙４－１０（１／５）

抜

粋

189

別紙４－１０（２／５）

190

別紙４－１０（３／５）

191別紙４－１０（４／５）

192別紙４－１０（５／５）

193別紙４－１１（１／３）

不適切なケーブルの敷設の教訓を踏まえた技術的能力の向上に資する取り組み
当社は，福島第一原子力発電所の事故教訓を踏まえた技術的能力の向上に資する取り組み（原子力安全改革プラン）を通じて，原子力安全を高めるために「安全意識」「技術力」の向上を図るとともに，PDCA を廻して，原子力安全改革プランも改善進化させてきているところであるが，平成 27 年 9 月，中央制御室床下を点検中，本来分離板で区分管理すべき安全系の信号ケーブルと常用系の信号ケーブルが混在していることが発見された。
これは，主として常用系のケーブルを敷設した際に，従前からある安全系のケーブルへの影響に注意が払われなかったためであるが，この問題の本質は，「安全上の重要度が低い施設のトラブルを重要度の高い施設に波及させない」という基本的な考え方を原子力に関わる要員の隅々まで行き届かせることができなかった品質マネジメ
ントの問題である。
一つには，これまで，原子力の業務に関わる全ての社員が，自ら原子力安全に責任を持つ立場であるとの「安全意識」を浸透させること努めてきたが，不適切な敷設状態であったケーブルの一部は，日常業務は原子力発電所の技術的な業務と関わりが薄い部署が担当していたことを踏まえると，原子力安全に関わる全ての社員への浸透が不十分であった。
もう一つ，プラントメーカーや協力企業に過度に依存することなく，自ら現場において設備に触れて直営の「技術力」を高めようと努めている中で，当社社員が不適切な敷設状態のケーブルを発見したことは，原子力安全改革プランの成果が現れつつあると考えているが，一方で施工中の工事においても不適切な敷設状態のケーブルがあったことを踏まえると，技術力の向上が不十分であった。
そこで，不適切なケーブルの敷設状態の教訓を踏まえた安全意識，技術力の向上のために，次のような取り組みを実施することとしている。
ａ．問題点①業務プロセスの問題「安全上の重要度が低い設備(常用系)のトラブルを，重要度が高い設備（安全系）に波及させない」という基本的な考え方を，業務プロセスの中で明確にする
仕組みが不十分だった。
②教育管理の問題
各人の力量を把握し，業務に応じた教育管理並びに仕事の付与管理を行う仕組
みが不十分だった。
③業務の実効性検証の問題
各業務の途中経過及び結果に対する計画的検証や，業務プロセス，若しくは設194別紙４－１１（２／３）

計要求事項に照らした設備の適合性についての定期的検証を，実効的に実施するための仕組みが不十分だった。
ｂ．今後の取り組み①業務プロセスの改善
・安全上の重要度に応じた設計管理に加えて，「安全上の重要度が低い設備（常用系）のトラブルを，高い設備（安全系）に波及させない」ためのチェックを
工事の設計を行う際に実施する。
・チェックする際の基準は，留意点や具体例とともに，あらかじめ専門的知識を有する者（エキスパート）が明示する。工事主管箇所は工事の都度，明示された基準をもとに各分野への関連性の有無をチェックする。関連がある場合には，専門的知識を有する者（エキスパート）に確認する。
・工事主管箇所にて作成したチェック結果は，関連がないとしたものを含め，原
子力安全を総括する部門が集約して再確認することとしており，工事主管箇所による確認結果に不足があると判断した場合，又はエキスパートへの確認が必要と判断した場合には，工事実施前までに工事主管箇所へ再確認結果を伝えることとしている。
・製品及び役務の調達にあたり，「原子力安全に及ぼす波及的影響防止」に関する要求事項を仕様書に明確に記載するとともに，当該要求事項の達成状況を確認する際には，工事主管箇所が施工図面及び施工結果をもとに直接確認することとする。
・新たに構築した仕組みを含め，品質保証活動の中で，有効性を検証し，継続的に業務プロセスの改善を図っていく。
②教育の充実・安全上重要な設備に対する区分管理の考え方について教育が不足していたことから，原子力に関わる社員全員及び協力企業の管理者を対象に教育を継続的に実施する。
・運転，保全，放射線，燃料等の各分野において，原子力安全に関する体系的な教育・訓練を実施し，原子力部門全体の技術力向上と原子力安全に精通したエキスパートの計画的な育成を図る。そのために必要な要件，教育内容，方法を明確にする。
・上記の対策を実行していくにあたり，原子力・立地本部長の元に原子力人財育成センターを設置し，以下の体制等の見直しにより，さらなる専門知識及び技術・技能の向上を図る。
－これまで原子力発電所ごとに分散していた人財育成の機能及び体制を集約
し，原子力人財育成センターが中心となって教育・訓練プログラムの PDCA

195

別紙４－１１（３／３）

を実行－センターには企画機能を担うグループと教育・訓練を実施・管理するグループを設け，運転，保全，放射線，燃料等各分野において，体系的なアプロー
チ（業務に即した教育・訓練を企画・実施し，有効性を確認）に基づき，各々の発電所の期待事項，要望を幅広く，かつタイムリーに教育・訓練プログラ
ムへ反映
－以上－

196

別紙５－１（１／１）

平成２７年度 新入社員教育 年間計画
4/1 入社式

4/17 柏崎刈羽原子力発電所配属

3/31

9/1 各部門配属【運転部門】
初級運転員・初期訓練

後期集合研修中期集合研修プラント研修

原子力基礎研修

入所時の教育新入社員集合研修

総合研修センターにおける教育のステップ【技術系部門】
職場ＯＪＴ【技術系部門】
職場ＯＪＴ【運転部門】
初級運転員・初期訓練

柏崎刈羽原子力発電所における前期集合研修

教育のねらい・
主要実施項目

【総合研修センター集合研 【入所時の教育】【原子力基礎研修】修】
社会人・社員としての自覚、 プラント設備の基礎知識と技仕事の基本・社会人とし 必要な基本的な知識等の習 能訓練設備を活用した実技訓ての意識付けをする。
得、理解を図る。
練による技術・技能の習得を図
実施項目
実施項目
る。
・福島復興への意識
・発電所のルール
実施項目
・課題解決力の育成
・倫理教育
・原子力発電所の概要
・当社 DNA の継承
・安全文化／変革改善活動 ・設備概要
・お客さま志向・安全教育，防火管理・環境放射線監視及び放射性・仕事の基本・品質保証
廃棄物処理設備概要
・安全改革プラン
・燃料管理概要
・原子力安全教育
・安全管理
・保安教育
・防火管理の基礎知識
・配管計装線図の見方
・電気制御展開図の見方
・補助具類の取扱い
・機器の構造と原理⑨-1【プラント研修】
プラント概要知識および技能、態度について、現場（実際のプラント）での机上・現場研修を行うことにより、基本知識・技能・態度の習得を図る。
入直研修での巡視・点検により、機器配置をはじめとする、習得した基本知識・技能・態度の理解を深める。
実施項目「机上研修」
・運転管理
・プラント総括・救急法
・消火設備
・プラント設備総括・安全設備総括
・化学薬品、危険物、高圧ガスの取り扱いおよび注意事項
・被ばく防護、汚染拡大防止「入直研修」
・巡視点検
機器配置の習得
異常を発見時の対応
必要な安全装備品の装着
・実技試験
・筆記試験

【中期集合研修】
研修の反復及び追加項目の習得を図る。
技能訓練施設を活用た修得度の確認を行う 。
実施項目
・安全管理
重量物取扱
・電気制御展開図の見方反復教
作業用足場
育
低圧・高圧・特別高圧
・配管計装線図の見方反復教育
電気取扱
・品質保証
ＫＹ手法
・水質管理
異物混入防止・放射線測定器原理・取扱・原子力安全教育【後期集合研修】
研修の反復及び追加項目の習得を図る。
中期研修同様に修得度確認を行う。
実施項目
・原子力安全教育
・アイソレ実技確認反復教育
機器のアイソレ
ジャンパー・リフト
・安全管理
高圧・特別高圧電気取扱実技反復教育【技術系部門】「職場ＯＪＴ」
技術系所員として必要な基礎知識・技能・態度を習得する。

実施項目
・関係マニュアル，各種要領書の理解・現場管理の基礎技術
・現場における安全管理・設備概要の理解・現場におけるコミュニケーション
・現場におけるリスクの認識・安全確保の重要性【運転部門】「初級運転員・初期訓練」
初級運転員としての、現場機器運転操作や原子力プラント設備・機器の運転を安全かつ信頼のおけるよう遂行するために必要となる、基本的な力量を習得すること。

実施項目
・初級運転員の役割と業務態度
・核工学，熱工学，制御工学
・各系統の目的・概要
・運転管理
・技能導入
工具類と現場作業のポイント
アイソレ復旧
電源操作
・実技試験
・筆記試験

197

【技術系部門】
職場ＯＪＴ【運転部門】
初級運転員・初期訓練

別紙５－２（１／２）

原子力発電所運転員に対する教育・訓練マニュアル （抜粋）198

別紙５－２（２／２）

⑨-2

199

⑨-5

別紙５－３（１／３）

原子力部門現業技術・技能認定マニュアル （抜粋）200

別紙５－３（２／３）

⑨-6

201

別紙５－３（３／３）

⑨-2

202

別紙５－４（１／２）

柏崎刈羽原子力発電所原子炉施設保安規定 （抜粋）203

別紙５－４（２／２）

⑨-3

204

別紙５－５（１／３）

教育及び訓練基本マニュアル （抜粋）205

別紙５－５（２／３）

⑨-4

206

別紙５－５（３／３）

207別紙５－６（１／４）

保安教育マニュアル （抜粋）208

別紙５－６（２／４）

⑨-7

209

別紙５－６（３／４）

⑨-7

210

別紙５－６（４／４）

⑨-7

211

別紙５－７（１／３）

訓練施設における教育訓練実績（平成 27 年度）⑨-8

１．共通項目
研修名

受講者数

新入社員研修

転入者研修

前期集合

73

中期集合

45

後期集合

44

安全管理

221

品質保証

177

２．運転部門，保全部門，保安部門，燃料部門関係
研修コース
運転部門
保全
部門
（電気）
保全

Ａ級認定研修
Ｂ級認定研修

Ａ級認定研修部門（機械）

Ｂ級認定研修保全

Ａ級認定研修部門

主な内容
電動機試運転，遠隔操作弁，ポンプの原理・構造，
設備診断

電動機，保護継電器，装甲開閉器ほかの原理・構造・点検・遮蔽設計，耐震設計，特殊軸シールほかの原理・構造・点検257

一般弁，配管，蒸気タービンほかの原理・構造・点検・操作
再循環制御，給水制御，タービン制御ほかの理論・構造・点検89

一般計器，放射線計測，計算機ほかの原理・構造・点検

保安部

Ａ級認定研修

放射線計測器の点検校正，被ばく低減対策，遮蔽設計

門（放

門（環境

27
Ｂ級認定研修
Ａ級認定研修放射線防護管理，除染
放射線及び化学分析装置，水質管理等の設備使用方法・
実技

19

化学）

Ｂ級認定研修

化学分析，水質管理等の設備概要・実技

技術

Ａ級認定研修計量管理，燃料検査，燃料破損等の設計・メカニズム評価

部門
（燃料）

180

操作

Ｂ級認定研修保安部

15

大型電動機，超高圧機器，発電機ほかの原理・構造・点検

（計装）

射線）

受講者数

29
Ｂ級認定研修

原子炉理論，燃料取扱，燃料取扱設備ほかの理論・運用

212

別紙５－７（２／３）⑨-8２．運転部門，保全部門，保安部門，燃料部門関係（続き）
研修コース

主な内容

重大事故等時における高圧ケーブル，低圧ケーブルの電源盤への接続訓練（暗闇現場作業を想定した訓での訓練を含む）

受講者数
130

練

３．運転関係（所内シミュレータ訓練）
受講者数
研修名
中級コース
中級力量維持訓練コース
74
上級コース
上級力量維持訓練コース
43
チーム連携訓練ファミリー訓練
918
特別コース
１１００ＭＷ新型盤習熟
4※ 所内シミュレータ訓練は１～５号炉の運転員を対象に実施。６号及び７号炉の運転員はＢ
ＷＲ運転訓練センターでシミュレータほか訓練を実施。（別紙５－１２参照）
４．運転員の教育・訓練
研修名
運転管理
運転業務
保安規定
関係法令
火災対応訓練（放水・消火）
火災対応訓練（避難誘導／普通救命講習）
ヒューマンファクター
原子炉動特性（中上級）
基礎理論
原子炉物理（初級）
熱水力学（初級）
電気基礎（初級）
電気応用（中上級）
プラントシステム
プラントシステム（初級）プラントシステム（中上級）
チーム連携訓練ファミリー訓練※ １～７号炉の全運転員の実績

213

受講者数

283
1441
286
289
298
280
442
72
50
63
153
288
1086
2306

別紙５－７（３／３）⑨-8
５. 協力企業による訓練設備利用
利用設備
主な内容
デジタル型安全保護系制 不適合の再現性確認
御システム
非破壊検査
液体浸透探傷試験訓練
原子炉補機系冷却水ポン ポンプ分解点検
プ
原子炉ウェル
原子炉ウェル洗浄作業訓練
核計装設備盤核計測設備点検研修

214

利用人数
4
38
18
53
12

別紙５－８（１／１）

柏崎刈羽原子力発電所 保安教育実績 抜粋 （平成 27 年度）
⑨-9
教育名

教育の内容

対象者

実施時期

原子炉等規制法に関連する法令の概要，並びに関係法令及び保安規定の遵守に関すること

新入社員
転入者
新入社員
転入者

新入社員：４月
転入者：随時
新入社員：４月
転入者：随時

新入社員
転入者
新入社員
転入者
技術系所員及び事務系所員

新入社員：４月
転入者：随時
新入社員：４月
転入者：随時
４月～３月

1001

技術系所員

４月～３月

186

技術系所員

４月～３月

854

技術系所員

４月～３月

192

技術系所員

４月～３月

850

技術系所員

４月～３月

191

４月～３月

非常の場合に講ずべき処
置に関すること：２１９
アクシデントマネジメント（基礎的知識）：１６８
アクシデントマネジメント（応用的知識）：３４
アクシデントマネジメント（津波）：１８３

原子炉のしくみ
入所時に実施する教育

原子炉容器等主要機器の構造に関すること
原子炉冷却系統等主要系統の機能・性能に関すること
非常の場合に講ずべき処置の概要

原子炉施設保安規定

保
安
教

運転管理
保守管理

放射線管理

育
放射性廃棄物管理
燃料管理

⑨-13

保安規定（総則，品質保証，体制及び評価，保安教育，記録及び報告）の概要，並びに関係法令及び保安規定の遵守に関すること
臨界管理に関すること
運転上の留意事項に関すること，通則に関すること
運転上の制限に関すること
異常時の措置に関すること
保守管理計画に関すること
放射線測定器の取扱い
管理区域への出入り管理等，区域管理に関すること
線量限度等，被ばく管理に関すること
外部放射線に係る線量当量率等の測定に関すること
管理区域外への移動等物品移動の管理に関すること
協力企業等の放射線防護に関すること
放射性固体・液体・気体廃棄物の管理に関すること
燃料管理における臨界管理
燃料の検査，取替，運搬及び貯蔵に関すること
緊急事態応急対策等，原子力防災対策活動に関すること（アクシデ
ントマネジメント対応を含む）

非常の場合に講ずべき処置に関すること

技術系所員及び事務系所員

215

受講者数
269
269
269
269

⑨-14

別紙５－９（１／６）⑨-10

工事監理マニュアル （抜粋）216

別紙５－９（２／６）

217別紙５－９（３／６）

218別紙５－９（４／６）

219別紙５－９（５／６）

220別紙５－９（６／６）

221別紙５－１０（１／１）

教育訓練プログラムの概要
１．運転員に対する教育訓練プログラムの概要

２．保全員に対する教育訓練プログラムの概要

222

⑨-11

別紙５－１１（１／１）
技能認定制度の認定水準及び各年度の認定実績
１．認定水準

認定

Ｓ級

Ａ級

Ｂ級

Ｃ級

認定水準

標準的な認定時期

特定分野における安全確保・効率改善・品質向上の観点から社内外への提言・
Ａ級取得以降技術判断等の業務や技術継承・人材育成を，責任を持って遂行し得る水準
高度な応用業務の処理，異常事態の感知並びに対応等を，責任を持って遂行 B 級認定から２年程度し得る水準
通常の現業業務を，責任を持って遂行
C 級認定から 2，３年程度し得る水準
初歩的な現業業務を，責任を持って遂
入社後１年行し得る水準⑨-12

２．認定者の実績（原子力部門全体）
年度

Ｓ級

Ａ級

Ｂ級

平成 23 年度

4

12

20

平成 24 年度

5

37

41

平成 25 年度

4

45

65

平成 26 年度

1

47

90

平成 27 年度

1

62

49

223

別紙５－１２（１／１）
柏崎刈羽原子力発電所における各年度の社外教育訓練受講実績
教育名
BTC 初級Ⅰ訓練コース
BTC 初級Ⅱ訓練コース
BTC 中級Ⅰ訓練コース
BTC 中級ⅡＡ/交流Ⅰ訓練コース
BTC 中級Ⅱ訓練コース
BTC 中級ⅡＢ/交流Ⅱ訓練コース
BTC 中級ⅡＣ訓練コース
BTC 中級Ⅲ訓練コース
BTC 中級ⅢＢ／Ｃ訓練コース
BTC 中級リフレッシュコース
BTC 上級初期訓練コース
BTC 上級リフレッシュコース
BTC 上級Ｂ訓練コース
BTC 上級Ｃ訓練コース
BTC ＳＡ訓練コース（上級）BTC 上級Ｄ訓練コース
BTC 上級Ⅰ訓練コース
BTC 上級Ⅱ訓練コース
BTC 特別訓練コース（炉型切替）
BTC 上記以外の訓練コース
原子力安全推進協会 管理者研修
Ⅰ
原子力安全推進協会 管理者研修
Ⅱ
日本原子力研究開発機構
原子炉工学特別講座

⑨-13

平成 23
年度
12
13
8
3
4
3
0
4
13
6
10
6
0
7

平成 24
年度
8
8
10
0
9
0
5
6
14
10
5
9
0
7

平成 25
年度
6
6
11
2
6
0
8
6
12
22
4
10
0
10

8
7
12
0
13

5
4
15
4
1

0
4
20
0
0

平成 26
年度
7
7
10
0
6
0
0
7
1
25
13
13
0
0
24
0
6
14
4
5

1

4

4

5

2

5

6

80

0

8

※：表中の塗り潰し部は，教育コースが設定されていなかったことを示す。

224

12

平成 27
年度
7
7
13
0
10
0
0
14
6
23
11
11
0
⑨-15
8
19
10
5
14
4
0

別紙５－１３（１／１）

柏崎刈羽原子力発電所における重大事故等対応に関する訓練実績

訓練の種類

対象

電源 確保 に関 す
る訓練

復旧班

炉心 損傷 緩 和に
関する訓練

復旧班

格納容器破損防止に関する訓練

復旧班

訓練内容
・電源車操作・電源車による P/C 受電操作
・ガスタービン車操作
・ガスタービン車による緊急用 M/C 受電操作
・軽油地下タンク及び非常用 D/G 軽油タンク
からタンクローリーへの補給作業
・タンクローリーから各機器（電源車等）への給油作業
・消防車による原子炉注水操作
・熱交換器ユニットによる補機冷却水確保操
作
・消防車による PCV スプレイ操作

平成 26 年度
（日／回数）

平成 27 年度
（日／回数）

119 日／474 回

156 日／509 回

147 日／597 回

127 日／457 回

112 日／408 回

98 日／269 回

112 日／408 回

98 日／269 回・消防車による SFP への注水、スプレイ操作

使用 済 燃料 プ ール水位維持及 び
燃料 損傷 緩 和に
関する訓練

復旧班

水源 確保 に関 す
る訓練

復旧班

・貯水池から大湊側防火水槽への送水操作
・消防車による防火水槽、CSP への送水操作

125 日／436 回

111 日／289 回

復旧班

・瓦礫撤去範囲のホイールローダ走行運転
・ホイールローダによる瓦礫撤去操作
・ホイールローダによる道路段差復旧操作
・バックホウによる瓦礫撤去操作

122 日／1372 回

120 日
／1448 回

21 日／34 回

11 日／24 回

59 日／60 回

97 日／102 回

15 日／15 回

13 日／13 回

アクセスルートの確保に関する訓練・重要監視パラメータ（原子炉水位、原子炉圧力等）をデジタルレコーダーで監視可能とす
る作業
・放射能観測車による測定作業
環境モニタリング・緊急時構内モニタリング作業
保安班
に関する訓練・可搬型モニタリングポストによる測定作業
・モニタリングポスト電源確保作業
・原子力災害への対応，各機能や組織間の
緊急時対
総合訓練
連携等，組織があらかじめ定められた機能
策組織を発揮できることを総合的に確認する訓練
事故時の計装に
関する訓練

復旧班

225

別紙５－１４（１／１）
重大事故等対応訓練において抽出した課題とその改善活動の例
訓練実施後は，訓練参加者で訓練を振り返り，課題点について確認し，改善活動を実施している。
訓練において抽出した課題
改善活動の内容
ケーブル接続訓練において，接続箇所の検 手順書に反映する。
電を行うが，検電の対象回路に動力変圧器がある場合，検電後に放電を実施すべき。
電源構成を確認しながら操作できるよう緊急 単線結線図を設置する。
用Ｍ／Ｃ室に単線結線図を設置する。
重機（ホイルローダ）による構内道路の走行 アクセス路に距離を明示したマップを作成
訓練の際に距離等を表示したマップがあれ し，訓練時に使用する鞄に収納した。まば効果的に訓練ができる。
た，その際に，構内道路走行における危険箇所を明示したマップも作成し収納する。

アウトリガー操作時に踏み台が必要となる アルミ脚立を別途配備する。
が，配備している踏み台は大きく持ち運びが大変であることから，作業に合った踏み台の配備を検討する。

緊急時環境モニタリング訓練に用いる資機 配置図（写真入り）を手順書へ反映する。
材がどこにあるか一目で分かるようにし，速やかに準備ができるようにする。
軽油移送のホース接続口にポンプ側とタンク ホース接続口に表示する。
側が明確に分かるようにする。

226

（参考 1）福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた取り組み（事故知見の取り込みの考え方）
当社は，福島第一原子力発電所事故を踏まえ，事故の知見を抽出し，それを踏まえた取り組みを行っている。
福島第一原子力発電所事故の原因を明らかにするために，当社内に福島原子力事故調査委員会（以下「社内事故調査委員会」という。）を設置し，現場調査，書類調
査，プラントデータの収集，解析，及び事故対応関係者へのインタビューを実施し，得られた情報を突き合わせることで，福島第一原子力発電所事故の進展と事故に至るまでの当社の事故への備え，発災時の事故への対応状況を取りまとめた。さらに，事故の備えと事故対応における問題点を整理，対応方針を策定し，その結果を「福島原子力事故調査報告書」として公表した。（平成 24 年 6 月 20 日）
さらに，事故の備えと事故対応における問題点の背後要因，根本原因を明らかにし，
原子力改革を進めるため，外部専門家・有識者からなる原子力改革監視委員会を取締役会の諮問機関として設置するとともに，社長直轄の組織として，原子力改革特別タスクフォース事務局（以下「TF 事務局」という。）を設置した。
TF 事務局は，原子力改革監視委員会の監督，指導の下で，社内事故調査委員会が明らかにした事故の進展，事実を活用するとともに，追加の書類調査，インタビューを実施し，福島第一原子力発電所事故に至った当社の組織的な要因を明らかするとともに，事故の備えの不足に至った「安全意識」，「技術力」，「対話力」の不足への対策を「福島原子力事故の総括および原子力安全改革プラン」に取りまとめ公表した。
（平成 25 年 3 月 29 日）
福島第一原子力発電所事故の知見の取り込みは，以下の基本的なプロセスに沿って実施した。
分析対象の決定分析チームの決定と計画の策定
事象の把握と問題点の整理分析の実施及び組織要因の検討
対策の検討
対策の決定・実施，有効性のフォローアップ

図１ 福島第一原子力発電所事故の取り込みの基本的なプロセス

227上記のプロセスを社内事故調査委員会と TF 事務局２つの組織で実施していることから，その全体像を参考１－１に示す。
全体像で示した各ステップの考え方，実施事項は以下のとおり。
ａ． 福島第一原子力発電所事故知見の取り込みに関する社内事故調査委員会における実施プロセスとその考え方について以下に示す。
（ａ） 分析対象の決定
福島原子力事故の重大性に鑑み，同様の事態を再び招かぬよう，事故原因を明らかにし，そこから得られた教訓を今後の事業運営に反映することとした。
今回の事故では，炉心損傷の発生により，結果的に放射性物質の大量放出に至ったことから，「炉心損傷の未然防止」に対する課題抽出を中心に，調査・検討を実施することとした。ただし，炉心損傷後の事故対応においても様々な事案が発生したことから，炉心損傷以降の経過についても，発生した事実を整理し，課
題・問題点を抽出することとした。
（ｂ） 分析チームの決定と計画の策定
一般的な根本原因分析では，分析対象となる事象発生の当事者による直接的な原因究明，対策立案，是正処置，予防処置がとられている上で，さらに組織要因の改善を図るために行われる。福島原子力事故は，発生した事象の規模の大きさ，関係者の多さ，事故に至る問題点の発生まで遡って調査する必要性等の特殊性を有していたことから，全体的な視点からの分析が必要と判断し，「社内事故調査委員会」を設置し，事象の把握，直接的な問題点の整理，対策の立案を行うこととした。
事故対応に従事した関係者が多く，個々の活動については把握しているものの，事故対応全体を把握できている対応当事者がいなかった。
過酷な環境下での事故対応を実施したため，当事者間の振り返りでは，自分達が納得できるように記憶が変容し，事実認定を誤る可能性があった。
一方，当事者以外による調査・分析では，事実の整理において，調査者の解釈が入るというデメリットはあるものの，事故対応全体を第三者的に整理できるといった点で優位性があると判断した。
また，調査者に必要となる知識・経験に対しては，原子力部門の要員が一次的な解釈を実施することで，論理性を担保できると判断した。
「社内事故調査委員会」は，委員長以下 8 名の原子力部門以外の経営層・本社部長からなり，事実認定を原子力部門外の人間が判断することで恣意性を排除した。なお，委員会の下で，事象進展の論理性を確保するため，原子力部門内
外の 100 名を超える社員が，書類調査，インタビュー，結果の照合，解析を行う体制とした。
さらに，「福島原子力事故調査報告書」の作成・公表に当たっては，社外有識228

者 7 名で構成される「原子力安全・品質保証会議 事故調査検証委員会」を設置
し，専門的な見地や第三者の立場から，客観性を確認した（参考１－２）。
＜原子力安全・品質保証会議 事故調査検証委員会の構成＞
委員長
矢川 元基氏（東京大学名誉教授）
委員
犬伏 由利子氏（消費科学連合会副会長）
河野 武司氏（慶應義塾大学教授）
高倉 吉久氏（東北放射線科学センター理事）
首藤 伸夫氏（東北大学名誉教授）
中込 秀樹氏（弁護士）
向殿 政男氏（明治大学教授）（役職は当時のもの）（ｃ） 事象の把握と問題点の整理，直接原因の抽出
可能な限りの情報を収集するために，「事故に関連するマニュアル類の調査・確認」，「事故時に採取されたデータ，記録された日誌やホワイトボード類の調査・確認」，「データに基づいた津波解析，地震応答解析等の解析評価」，「当社社員やロボットによる屋内外の主要設備に関する実地調査」，「発電所の災害対策要員を中心とした述べ 600 名への聞き取り調査」を実施し，それらの情報を突き合わせることにより事実認定を実施した。
認定された事実を時系列に整理し，「理想的には，こうあるべきだった」との観点で問題点・課題を抽出。事前の備えと事後の対応における，設備面と運用面からの問題点・課題を整理した。
さらに，事故の進展に寄与が大きな直接的な原因として，「津波により全ての冷却手段を喪失したこと」，「事故の備えが，今回のような津波による設備の機能喪失に対応できないものであったこと」と取りまとめた。
（ｄ） 是正処置・予防処置の検討
前項にて，抽出・整理した問題点・課題について，以下の対応方針を定め，具体的な対策を立案し，当社原子力発電所に適用することとした。
設備面の対策
事故の直接原因である津波に対して，津波そのものに対する対策のほか，今回の事故への対応操作やプラントの事象進展からの課題を踏まえた原子炉
注水や冷却のための重要機器に対する徹底した津波対策を施すこと。
設備の損傷が今回の事故のような（「長時間におよぶ全交流電源と直流電源の喪失」や「長時間におよぶ非常用海水系の除熱機能の喪失」による）多重の機器故障や機能喪失に至ることを前提に，炉心損傷を未然に防止する応用性・機動性を高めた柔軟な機能確保の対策を講じること。
更なる対策として，炉心損傷防止を第一とするものの，なおその上で炉心が損傷した場合に生じる影響を緩和する措置を講じていくこと。

229

運用面の対策
津波を含む外的事象に対して，事故を未然に防止することを基本とするが，さらに事故収束に用いる発電所の設備がほぼ全て機能を喪失するという事態までを前提とした事故収束の対応力を検討すること。

ｂ． 福島第一原子力発電所事故知見の取り込みに関する TF 事務局における実施プ
ロセスとその考え方について，以下に示す。
（ａ） 分析対象の決定
組織要因の分析においては，最も再発を防止したい事項を頂上事象とすることが，一般的な手順であることから，「炉心損傷の発生」を分析の対象とした。
（ｂ） 分析チームの決定と計画の策定
当社は，「外部専門家が監視・主導する体制とする」，「各種事故調査報告書，専門家の提言を真摯に受け止め，実行に移す」，「「世界最高水準の安全と技術」
を目指し，原子力改革を推進する」を基本方針とした「原子力改革の新体制」をとることとした。新体制の中で，「原子力改革の方向性・アクションプランの策定・実行」を担う「TF 事務局」を社長直轄の組織として設置した。
TF 事務局では，まず事故の根本原因を抽出することが有効な改革の提案の第一歩と考え，分析の中核となるメンバーの選定においては，以下を考慮し，10 名を選任した。
組織運営上の問題点を明確にする必要があることから，自らも組織運営の経験を持つ管理職クラスを中心とする。
原子力部門以外からもメンバーを選定し，原子力部門においても一つの業務分野に偏ることなく選定とすることで，多様な視点を確保する。
分析手法のエキスパートを選任し，チームとして分析実施のための力量を確保する。
自らの経験を分析，対策立案に活かすとともに，各所での改革プランの理解浸
透，展開を後押しする兼務者として，福島原子力事故対応の経験やこれまでの当社原子力部門の歴史的な取組の中核を担った経験等をもつメンバーを含む 26名を選任した（参考１－３）。
組織要因の分析については，分析対象の特殊性を考慮し，分析対象や分析の広さ・深さに関して自由度が高く，当社内に分析のエキスパートを有している事故
分析手法「SAFER」の考え方を活用することとした。
さらに，東京電力の原子力改革に関する取り組みについて，国内外の専門家・有識者が外部の視点で監視・監督し，改革の確実な実行につなげることを目的に，社外有識者 4 名と当社取締役会長からなる「原子力改革監視委員会」を取締役
会の諮問機関として設置し，福島第一原子力発電所事故の振り返りについても，

230

客観性，妥当性等を確認した（参考１－４）。
＜原子力改革監視委員会の構成＞
委員長
デール・クライン氏（元米国原子力規制委員会委員長）
副委員長
バーバラ・ジャッジ氏（英国原子力公社名誉会長）
委員
櫻井 正史氏（元国会東京電力福島原子力発電所事故調査委員会
委員，元名古屋高等検察庁検事長）
大前 研一氏（(株)ビジネス・ブレークスルー代表取締役社長）
下河邉 和彦（東京電力（株）取締役会長）（役職は当時のもの）（ｃ） 事象の把握と問題点の整理
TF事務局では，以下の理由から，社内事故調査委員会により，十分な調査・事象の整理ができていると判断し，改めて事象の時系列整理を行うことなく，社内事故調査報告書において記述された事象の進展に関する時系列，収集された情報，抽出された問題点・課題を活用し，分析を進めることとした。社内事故調
査委員会では，調査当時に可能な限りの情報収集を行い，検証，調査を実施していること。
事故調査報告書では，調査結果を具体的，かつ詳細に時系列で整理していること。
「理想的には，こうあるべきだった」といった観点で問題点・課題を抽出していること。
事象の進展について，各種事故調査報告書との照合を行い，事実認定の正当性を確認することとした。照合の結果，「1 号機の地震による小 LOCA 発生の可能性（国会事故調査報告書）」を除き，矛盾がないことを確認した。
社内事故調査委員会が整理した事象の進展と問題点・直接原因から，背後要因分析の起点を「長期 SBO や最終ヒートシンク喪失への備えが不十分」，「津波対策の不足」，「事故対応の失敗（炉心損傷に至った 1,2,3 号機ごとの事故進展の大きな転換点）」と定めた。
問題点の抽出に関しては，各種事故調報告書における提言・課題の対応状況を確認することで，十分性を判断することとした。確認の結果，各種提言が，改善すべき事項として取り上げられ，対応又は対応検討中であることを確認した。
また，原子力改革監視委員会では，大前委員が平成 23 年 10 月に発表した「福島第一原子力発電所事故から何を学ぶか」における提言・記載と当社の対応状況を，大前委員が直接，比較・検証し，ほとんどが合意できる内容であること，合意できない部分については，当社の代案で十分に対応できることを確認した。
この中で，大前委員指摘の「起こった事象・問題点」が，当社の調査においても抽231

出されていることを確認した。
（ｄ） 分析の実施及び組織要因の検討①背後要因分析の実施・組織要因の抽出(1) 福島原子力事故「長期 SBO や最終ヒートシンク喪失への備えが不十分」，「津波対策の不足」，「事故対応の失敗（炉心損傷に至った 1,2,3 号機ごとの事故進展の大きな転換点）」を分析の起点とし，「なぜ⇔だから」を繰り返して背後要因図を作成した。背後要因図の中から影響が大きい事実・要因を問題点として抽出した（長期 SBO や最終ヒートシンク喪失への備えが不十分：10 項目，
津波対策の不足：5 項目，事故対応の失敗：10 項目）。さらに，その因果関係を考察し，組織要因を全社的な問題，経営層の問題として総括した。
「長期 SBO や最終ヒートシンク喪失への備えが不十分」に対する根本原
因：継続して安全性を高めることを重要な経営課題と設定するマネジメントが実施されなかったために，過去の判断に捉われて全電源喪失等により過酷事故が発生する可能性は十分小さく，さらに安全性を高める必要性は低いと思い込んだ結果，過酷事故対策の強化が停滞した。
「津波対策の不足」に対する根本原因：旧経営層が，知見が十分とは言えない津波に対し，想定を上回る津波が来る可能性は低いと判断した結果，自ら対策を考えて迅速に深層防護の備えを行う姿勢が不足した。
「事故対応の失敗」に対する根本原因：過酷事故や複数号機の同時被災が起こると考えていなかったため，継続して安全性を高めることを重要な経営課題としたマネジメントが実施されておらず，現場の事故対応の訓練や資機材の備えが不十分であった。その結果，重要なプラント状態の情報の共有や迅速的確な減圧操作等ができなかった。
(2) 当社の歴史的な背景に関する再評価加えて，安全文化や組織風土は，時間をかけて形成されたと考えたことから，「安全最優先をビジョンとして掲げた当社が，なぜ今回の福島原子力発電所事故を防げなかったのか」との観点で，当社の歴史的な背景やその組織文化に影響を与えた出来事に関して，追加のインタビューや書類確認による情報収集，再評価を実施した。その結果，組織要因（原子力部門のこれまでの活動に影響を与えた問題点）として，18 項目を抽出。
②組織要因の整理抽出された組織要因，問題点の相関を明確にするために，更なる深堀り分析を実施した。
原子力部門のもつ構造的な組織要因・問題の相関については，「安全は既に確立されたものと思いこみ，稼働率等を重要な経営課題と認識した結果，事232

故への備えが不足した」という構図が浮かび上がり，「事故の備えが不足した負の連鎖」として整理した。
さらに，全社的なリスク管理においては，以下に示す問題が存在したため，
福島原子力事故の発生が予見されなかったと総括した。
当社経営層は，原子力の特別なリスクを認知し，対処するための知識，経験を有していなかった。
その結果，当社が抱えるリスクを全社横断的に総括管理する「リスク管理委員会」において，原子力部門から提示された稼働率の向上を評価軸の1 つとしたリスクシナリオについて，深掘りや別の視点からの再評価が十分実施されず，「設計基準事象を超えるシビアアクシデントによる原子力事故の発生」をリスクシナリオとして認知することができなかった。
上記のような意思決定の場に，経営層や原子力部門から独立し，第三者の専門的知見等を活用できる監視・監督機能が存在しなかった。
（ｅ） 対策の検討
SAFER の基本的な考え方に則り，組織要因，問題点の因果関係を整理した「事故の備えが不足した負の連鎖」の連鎖を切断する対策を立案することとし，6つの対策を策定した。（対策 1：経営層からの改革，対策 2：経営層への監視・支援強化，対策 3：深層防護提案力の強化，対策 4：リスクコミュニケーション活動の充実，対策 5：発電所及び本店の緊急時組織の改編，対策 6：平常時の発電所組織の見直しと直営技術力強化）
加えて，全社的なリスク管理上の問題を解消することが必要であることから，まず初めに経営層自身の改革に取り組むこととし，経営層の安全意識の向上を対策１のアクションプランとし，最高経営責任機関としての取締役会の原子力安全に関するリスク管理を強化するために，内部規制組織の設置を対策 2 のアクション
プランとして策定した。
6 つの対策と対策ごとに策定したアクションプランは，その根拠となる福島第一原子力発電所事故の振り返りと合わせて，「福島原子力事故の総括および原子
力安全改革プラン」として取りまとめ，公表した。
ｃ．福島第一原子力発電所事故知見の取り込み（対策の実施・評価のプロセス）
原子力安全改革プランで示した 6 つの対策ごとに策定したアクションプランは，各組織の業務計画に反映し，実施している。
TF 事務局は，四半期単位で，組織全体における各対策の進捗状況を確認，成果を評価し，四半期報告として取りまとめ，執行役会が確認している。また，原子力233

改革監視委員会に報告するとともに，公表している。
各年度末の四半期報においては，各対策の進捗及び有効性を評価し，原子力
安全改革プランの見直し・改善の要否を検討，見直し案を取りまとめ，執行役会がその実行を判断している。
なお，福島第一原子力発電所事故知見の取り組みは，「事業者の根本原因分析実
施内容を規制当局が評価するガイドライン（平成 22 年 9 月 3 日改訂１）」の趣旨を踏まえた取り組みとなっていることを確認した（参考１－５）。
（事故の教訓・課題を踏まえた取り組み）
福島第一原子力発電所事故の教訓・課題を踏まえた取り組みの状況を以下に示す。
当社経営層は，原子力の特別なリスクを認知し，対処するための知識，経験を有していなかったという点で，まず始めに経営層からの改革に取り組んでいる。 全社横断的にリスクを総括管理する「リスク管理委員会」において，原子力部門から提示されたリス
クシナリオについて，深掘りや別の視点からの再評価が十分実施されず，「設計基準
事象を超えるシビアアクシデントによる原子力事故の発生」をリスクシナリオとして認知することができなかった点では，内部規制組織を設置し，専門的知見を効果的に活用しつつ，原子力事業の運営を直接的に評価し，原子力部門を独立した立場から監視，助言する仕組みを構築した。
（ａ） 経営層の安全意識の向上と組織全体への浸透
従来の安全対策に対する過信と傲りを一掃し，安全文化を組織全体へ確実に定着させるため，まずは経営層自身の原子力安全に対する意識を高め，それを組織全体に浸透させるための活動に取り組んでいる。
・ 経営層自身の海外ベンチマークによる良好事例の取り込み
・ 「安全文化の 7 原則」に代わる「健全な原子力安全文化を体現する各人・リーダー・組織の特性（健全な原子力安全文化の 10 の特性）」の採用
・ 経営層をはじめとする原子力部門各人の日々自らのふるまいの振り返りによる健全な原子力安全文化の浸透
・ 経営層及び原子力リーダーによる原子力安全に係る期待事項の積極的な発信
これまでに経営層は，米国 Exelon 社（Quad Cities）や APS 社（Palo Verde），
Southern Nuclear 社（Hatch）を訪問し，原子力安全のガバナンス，マネジメントシス
テム等をベンチマークし，良好事例を学び，改善のための施策を講じている。
また，「健全な原子力安全文化を体現する各人・リーダー・組織の特性（健全な234原子力安全文化の 10 の特性）」を用いた自らのふるまいの振り返りについては，安全意識を高める活動として定着している。
さらに，経営層及び原子力リーダーは，10 回以上／月の頻度でイントラネットを通じたメッセージ発信や直接対話等を通じて，原子力部門に対する期待事項を繰り返し伝達している。
（ｂ） 原子力安全監視室の設置
原子力発電という特別なリスクを扱う企業として，原子力安全に関するリスク管理強化の目的で，内部規制組織である「原子力安全監視室」を設置。
原子力安全監視室は，経営層の活動やふるまいと，その結果として現れる原子力部門の業務運営・現場作業状況に対して監視し，取締役等へ指摘・提言を実施。
これまで 123 件の指摘・提言がなされ，原子力部門は改善活動を進めている。
（ｃ） 管理職によるマネジメントオブザベーション
原子力安全のガバナンスを改善するために，経営層の期待事項について文書化した「原子力部門マネジメント指針」を策定（平成 26 年 10 月）している。さらに，その実現に当たっては，管理的職位にある社員が，業務や現場の状況をじっくり観察することにより目標となるふるまいとの差を確認し現場の改善につなげる活動（マネジメントオブザベーション）を強化することで確実に実践できるよう取り組んでいる。
マネジメントオブザベーションは，海外の優良な原子力事業者が取り入れている活動であり，まずは力量向上も兼ねて管理職を対象に開始しており，平成 28 年度
第 2 四半期では 1.2 回／月・人の頻度で実施し約 3500 件の課題や良好事例を抽出している。
（ｄ） 専門分野ごとに改善の責任者を設置
現状にとらわれることなく自らの専門分野を産業界全体の最高レベルに到達するため，本社の技術者のうち運転や保全等専門分野ごとに責任者を定め，改革の責任を担う役割（CFAM）を付与している。彼らは，目標に対するギャップの把握，解決すべき課題の抽出，改善策の立案，実施といった活動を開始している。これにより，原子力部門全体が世界最高水準のパフォーマンス，技術力を発揮できることを目指している。
具体的には，18 の専門分野を設定し， CFAM を配置している。例えば「運転管理」の分野の CFAM は，効果的なチームワークの向上と運転員個人の力量向上を喫緊に解決すべき課題として抽出し，運転員のシミュレータ訓練や運転員引き継ぎの様子を観察する等，海外の良好事例に近づくための方策の立案に取り組んでいる。
過酷事故が発生する可能性は十分小さく，安全性を高める必要性は低いと思い込んだ結果，過酷事故対策の強化が停滞した点や想定を上回る津波が来る可能性は235

低いと判断し，深層防護の備えを行う姿勢が不足していた点については，深層防護提案力強化に関する改革に取り組んでおり，原子力安全の向上や改善の必要性について社員自らが考える機会を大幅に増やしている。
（ａ） 深層防護提案力の強化
日常的に安全対策を検討し，迅速に安全性を向上させる対策を提案して実現できる技術力を培うために「安全向上提案力強化コンペ」を実施している。
全社員を対象に平成 25 年から開始し，これまでに 850 件以上の提案があり，緊急時の空気作動弁強制操作用資機材の現場配備や緊急時のエンジン発電機の牽引車両への改造，業務車両へのサーチライト設置（夜間パトロール用），災害時の後方支援用の衛星車載局を兼ねた非常災害対策車の配備等 52 件（平成 28 年
9 月現在）を実現している。
（ｂ） 日常業務のなかでの技術力の向上
上記のコンペ以外においても，日常的に東電グループ内における合理的な設備調達を目指す等，エンジニアリング力の強化を進めている。海外ベンチマークを実施し，プロジェクト体制，エンジニアリング会社の活用等改善方法の検討や見直しを開始している。
具体例として，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉の原子炉格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置設備，よう素フィルタ，使用済燃料プール外部スプレイ
設備等の安全性向上設備について，東京電力ホールディングス株式会社（旧東京
電力株式会社を含む）並びにグループ会社で開発を進めている。
（ｃ） 運転経験情報の活用促進
さらに，国内外の運転経験情報について有効に活用できるように，業務プロセスを改善し，情報の収集や対策検討の迅速化，原子力部門全員がこれを活用できるように取り組みを進めている。
例えば，平成 28 年度第 2 四半期では新たに収集した情報を含めて 69 件について分析を完了した。
なお，原子力部門全員が関わる活動としても，毎日の定例ミーティング等で OE
情報を共有する取り組みの実施率は平成 27 年第 4 四半期時点で 9 割を超えており，ほぼ定着している。
過酷事故や複数号炉の同時被災が起こると考えていなかったため，現場の事故対応の訓練や資機材の備えが不十分であった点，重要なプラント状態の情報の共有ができなかった点については，原子力防災組織に関する改革（SA 技術的能力に係る事項）を実施し，体制の見直しや訓練を充実させる等，緊急事態への備えを強化している。

236

迅速的確な減圧操作等ができなかった点については，平常時の組織と直営技術力強化に関する改革を実施し，社員自ら緊急時に対応できるよう直営技術の習得や資格取得に努めるほか，エンジニアの育成等技術力全般の底上げを目的に様々な取り組みを行っている。さらに，直営技術力に限らず，原子力安全を高めるために必要な人材育成及び教育訓練について，組織，役割分担等を俯瞰・整理し，不十分な箇所を重点的に強化すべきという課題認識をもとに原子力人財育成センターを設置し，専
門知識及び技術・技能の向上に取り組んでいる。
（ａ） エンジニアリング機能の強化
技術力全般の底上げのため，業務に必要な技術力の維持・向上（技能認定研修の制度，資格取得の推進，直営作業訓練等）と併せて，プラント冷却系統等重要な施設の設計や許認可，運転，保守に精通する技術者や，耐震技術，安全評価技
術等専門分野の技術者を育成して，原子力安全の確保，技術力の向上を図る取り組みも進めている。
システムエンジニアについては，育成のための教育プログラム，社内認証制度の仕組みをすでに作成済みであり，プログラムに準じ育成を進めている。耐震技術も配管解析コードの改良や構造解析，振動解析の習得を，安全評価技術も他号炉運転時のリスク評価等 PRA 評価技術の向上や内部溢水，火災影響評価等の評価
技術の習得にそれぞれ取り組んでいる。
（ｂ） 構成管理の仕組みの構築
技術力全般の底上げのため，その技術基盤となる構成管理の見直しに取り組んでいる。構成管理とは，現場の設備（現物）と設備情報（保管図書），設計要件（設計要求）の 3 つの要素が整合する状態を維持・管理する仕組みのことである。つまり，改造工事や設計変更に伴いこれら要素に変更が生じた際に，すべてが遅滞な
く確実に更新される仕組みを目指している。
これまでは，当社が把握・管理すべき設計要件が明確でなく，プラントメーカー
等に依存し過ぎていた点を反省し，緊急時に必要な設備情報を確実に把握できる
ように情報の整理を開始。今回設置する重大事故等対処設備から徐々に新たな仕組みを適用できるよう準備を進めている。
（ｃ）原子力人財育成センターの設置
人財育成については，原子力・立地本部長の元の組織として機能及び体制を強化
し，重点的にリソースを配分することとした。平成 28 年 7 月から原子力人財育成センターの設立準備が本格化し，同年 12 月 19 日に正式発足した。原子力人財育成センタ
ーでは，個人に対する技術力強化やミドルマネジメント層へのマネジメント力向上に向けた教育訓練を統括する。
ｄ． 対話力向上に関する改革

237

過酷事故が発生する可能性は十分小さく，さらに安全性を高める必要性は低いと対外的に言い続け，結果して，過酷事故対策の強化が停滞した点については，リスク
コミュニケーション能力向上の改革に取り組んでいる。
福島第一原子力発電所事故の当事者として，原子力に絶対安全（ゼロリスク）はない，という考えのもと,原子力が持っているリスクを広く社会に伝える義務がある。
原子力災害のリスクを正確に伝え，社会のみなさまの疑問や不安を共有することを通じて，当社の原子力安全に対する考え方や尺度が社会とずれていないかを確認
し，フィードバックすることで原子力安全の確保に役立てていく取り組みを実施している。
そのために原子力について，社会に対するコミュニケーション活動を専門で実施する組織（ソーシャル・コミュニケーション室（以下「SC 室」という。））を設置し，そのなかに専門職（リスクコミュニケーター）を配置（平成 28 年 9 月現在 44 名）。コミュニ
ケーションに必要な技量向上のためのトレーニングを受けながら，社外視察者対応
や社外説明会対応，ソーシャルネットワークを通じた情報発信等，当社の取り組みの共有と社会目線の取り込み，フィードバックに努めている。
以上のように，事故の教訓を踏まえた改善を適切に実施しており，福島第一原子力発電所事故と同様の事故が発生する可能性は大きく低下，あるいは仮に事故が発生したとしても適切に対応できると考えている。
最後に，前項(1)～(6)で記述した内容を含めて技術的能力に係る主な事項として，
事故の教訓を踏まえた課題と対応を整理した（参考１－６）。
なお，当社は福島第一原子力発電所事故の当事者としてこれらの教訓を踏まえ，
上記以外にも多くの社内改革を進めているところである。
当社は，「福島原子力事故を決して忘れることなく，昨日よりも今日，今日よりも明日の安全レベルを高め，比類無き安全を創造し続ける原子力事業者になる」という決意の下，引き続き技術的能力の向上に努めていく。

参考１－１ 福島第一原子力発電所事故の知見の取り込みの考え方について
参考１－２ 社内事故調査に関する客観性・妥当性について
参考１－３ ＴＦ事務局メンバーリスト
参考１－４ 原子力改革監視委員会による福島第一原子力発電所事故の知見の取り込みに関する客観性・妥当性の確認
参考１－５ 原子力安全・保安院（内規）「事業者の根本原因分析実施内容を規制当238

局が評価するガイドライン（平成 22 年 9 月 3 日改訂１）」との対比
参考１－６ 福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた課題と対応

239

参考１－１（１／３）

福島第一原子力発電所事故の知見の取り込みの考え方について知見の取り込みのプロセス（社内事故調査委員会部分）の全体像

凡例：

実施事項
実施組織
インプット情報社内事故調査委員会

アウトプット

A.分析対象の決定
B.分析チームの決定と計画の策定●マニュアル類●採取データ●現場状況●インタビュー等

C.事象の把握と問題点の整理，直接原因の抽出●事象進展の時系列●「事前の備え」と「事後の対応」の問題点・課題●直接原因 ”津波と津波対策不足”

D.是正処置・予防処置の検討

ライン部門

是正処置・予防処置の実施©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

240

無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社※次シート（TF部分）へ参考１－１（２／３）

福島第一原子力発電所事故の知見の取り込みの考え方について知見の取り込みのプロセス（TF部分）の全体像※前シート（社内事故調査委員会部分）より●事象進展の時系列●「事前の備え」と「事後の対応」の問題点・課題●直接原因 ”津波と津波対策不足”

原子力改革特別タスクフォース

a.分析対象の決定

実施事項
実施組織

b.分析チームの決定と計画の策定
c.事象の把握と問題点の整理(1)福島原子力事故●各種事故調報告書
・事象の進展・提言，課題凡例：

インプット情報
アウトプット【SAFER：問題点の抽出】(1)福島原子力事故「炉心損傷の発生」に至った直接要因を抽出●長期SBOや最終ヒートシンク喪失への備えが不十分●津波対策の不足●事故対応の失敗（炉心損傷に至った1,2,3号炉ごとの事故進展の大きな転換点）

d.分析の実施及び組織要因の検討①背後要因分析の実施・組織要因の抽出(1)福島原子力事故【SAFER：背後要因図の作成】●背後要因図●各直接要因に影響を与えた
問題点，組織要因
・SA対策不備：10項目
・津波対策不備：5項目
・事故対応の失敗：10項目●各直接要因の根本原因(2)当社の歴史的な背景に関する再評価●原子力部門のこれまでの活動に影響を与えた問題点（組織要因）：
18項目②組織要因の整理●事故の備えが不足した負の連鎖●全社的なリスク管理上の問題点※次シートへ©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

241

無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社●当社の歴史的な背景，組織文化に影響を与えた出来事に関するイン
タビュー
●書類

参考１－１（３／３）

福島第一原子力発電所事故の知見の取り込みの考え方について対策の実施・評価プロセスの全体像

凡例：

原子力改革特別タスクフォース

実施事項
実施組織

※前シート（事故の備えが不足した負の連鎖，
全社的なリスク管理上の問題点）より

インプット情報
アウトプットe.対策の検討
負の連鎖を切断する6つの対策とアクションプラン
「原子力安全改革プラン」として公表
原子力改革監視委員会

原子力改革の取り組みに対する監視・監督

答申

取締役会＜監督＞公表
執行役会＜業務執行＞

会社方針としての承認
ライン部門

経営層
プロジェクトチーム対策の決定・実施（業務計画への取り込み）対策の決定・実施

ライン部門

原子力安全改革プラン
四半期報 公表

業務計画の改善・修正

業務計画
ライン部門

業務計画達成度評価

原子力改革特別タスクフォース

改革プランの見直し・改善

有効性のフォローアップ

監視レポート
内部規制組織

原子力安全に関する
取り組みの監視・助言©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved.

新たな知見・事実・未確認・未解明事項の継続調査
・海外の福島第一原子力発電所事故の分析事例の入手

242

無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社

・原子力安全改革の達成状況
・業務計画にのらない対策の進捗状況

参考１－２（１／３）

社内事故調査に関する客観性・妥当性について
当社は，事故の当事者の立場として，事実を整理・自ら検証することにより，事故原因を明らかにし，そこから得られた教訓を今後の事業運営に反映することとした。
福島第一原子力発電所事故は，発生した事象の規模の大きさ，関係者の多さ，事故に至る問題点の発生まで遡って調査する必要性等の特殊性を有していたことから，全体的な視点からの分析が必要と判断し，「福島原子力事故調査委員会（以下「社内事故調査委員会」という。
）」を設置し，事象の把握，直接的な問題点の整理，対策の立案を行うこととした。
社内事故調査委員会は，委員長以下 8 名の原子力部門以外の経営層・本社部長からなり，事実認定を原子力部門外の人間が判断することで恣意性を排除することとした。
なお，委員会の下で，事象進展の論理性を確保するため，原子力部門内外の 100 名を超える社員が，書類調査，インタビュー，結果の照合，解析を行う体制とした。
調査の具体的な方法は，以下のとおり。
可能な限りの情報収集
事故に関連するマニュアル類の調査・確認
事故時に採取されたデータ，記録された日誌やホワイトボード類の調査・確認
データに基づいた津波解析，地震応答解析等の解析評価
当社社員やロボットによる屋内外の主要設備に関する実地調査
発電所の災害対策要員を中心とした述べ 600 名への聞き取り調査
上記で得られた情報を突き合わせることによる事実認定
その上で，認定された事実を時系列に整理した。
なお，社内事故調査で得られたデータについては，政府事故調査委員会，国会事故調査委員会の調査においても提示しており，それらの事故調査委員会の事実認定と照らし合わせた結果，「1 号機の地震による小 LOCA 発生の可能性（国会事故調査報告書）」を除き，矛盾がなく，調査で認定された事実及びそれを時系列に整理した結果は妥当であると判断する。
さらに，社内事故調査委員会で取りまとめた調査結果について，外部の視点で確認を行う第三者からなる委員会を設置し，事故調査の客観性を次のように担保した。
客観性を担保する組織として，社外有識者からなる「原子力安全・品質保証会議 事
故調査検証委員会（以下「検証委員会」という。）」を設置した。
検証委員会は，次の活動で，客観性の担保を実効性のあるものとした。
第一に，社内事故調査委員会の開催に対応して検証委員会を開催し，その時点で社内事故調査委員会の取りまとめた調査結果に対して，都度，検証を実施した。
第二に，社内事故調査委員会の取りまとめた「福島原子力事故調査報告書（中間243参考１－２（２／３）

報告書）（以下「中間報告書」という。
）」について，事故調査の客観性の担保に必要と考えた要件を「中間報告書に対する意見」として社内事故調査委員会に提示し，以降の調査で留意するよう求めた。
第三に，提示した要件が事故調査に反映されていることを，「福島原子力事故調査報告書」で確認した。
検証委員会による客観性の担保の詳細は，次のとおり。
1.

検証委員会の設置
福島第一原子力発電所事故の事故調査についての客観性を担保するため，先ず，第三者からなる検証委員会を設置した。委員は以下のとおり（役職は当時のもの）。
委員長
委員

矢川 元基氏（東京大学名誉教授）
犬伏 由利子氏（消費科学連合会副会長）
河野 武司氏（慶應義塾大学教授）
高倉 吉久氏（東北放射線科学センター理事）
首藤 伸夫氏（東北大学名誉教授）
中込 秀樹氏（弁護士）
向殿 政男氏（明治大学教授）

原子力を含む広い分野で，高い専門知識と経験を有する方々を委員とし，多角的な視点から検証を実施できる体制とした。

2.

検証委員会による検証
検証委員会は，社内事故調査委員会の説明に対する検証，検証結果に基づく意見の提示に加え，意見の反映の確認を行うことで，客観性の担保を実効性のあるものとした。
社内事故調査委員会の説明に対する検証
検証委員会は，平成 23 年 6 月から，平成 24 年 6 月の間に，事故調査員会の開催に対応する形で，6 回開催され，その時点までの社内事故調査委員会の調査の取りまとめ結果について，検証を実施した。
検証委員会には，毎回，社内事故調査委員会の委員に加え，福島第一原子力発電所，
福島第二原子力発電所及び柏崎刈羽原子力発電所の所長ほかの責任者も出席し，検証委員会からの質問に応えた。
さらに，委員会開催に加えて，個別の詳細説明や質疑応答のための 70 回以上の個別会
合，福島第一原子力発電所，柏崎刈羽原子力発電所の現場調査，原子力・立地本部の経営層との個別の意見交換を実施し，社内事故調査委員会の調査結果に対する確認，244

参考１－２（３／３）

検証を実施した。
中間報告書に対する意見の提示
検証委員会は第 4 回の委員会で「福島原子力事故調査報告書（中間報告書）案」について議論し，事故調査の客観性の担保に必要と考えた意見を提示した。
例えば，事故前の安全対策について，検証委員会は次の意見を提示している。
「原子力発電所の安全対策については，設備の品質管理や事故の発生防止に重点が置かれていたが，そのことが，これだけ対策をしているのだから，との意識を生み，「安全」に対してこれで十分かと問いかける姿勢が不足していたのではないか，との思いがある。
」「今回の事故を発生させた直接の原因は未曽有の津波である。しかし，事故を発生させ，また事故を拡大に至らしめたのは，今回起きた事故に鑑みれば，アクシデントマ
ネジメントを含むハード面，ソフト面での事前の安全対策が十分でなかったことによる，と我々は結論する。
さらに振り返って思えば，ものづくりは日本が世界一流との自負が，東電を含む我が国の原子力関係者において，過酷事故など起こり得ないという「安全神話」を生み，そこから抜け出せなかったことが背景にあると思われる。
」「福島原子力事故調査報告書」の評価
検証委員会は，第 6 回の委員会で「福島原子力事故調査報告書（最終報告書）案」について，意見が全て正しく反映されているかを評価し，その客観性を確認した。例えば，検証委員会は「福島原子力事故調査報告書」に上の例を次のように反映していることを確認した。
１５．１

事故想定に対する甘さ

原子力関係者が，安全確保のベースとなる想定事象を大幅に上回る事象を想定できなかったこと，また，原子力災害に対する我々の備えの想定も甘く，対応においては現場実態を想像できず実戦的な考えが十分ではなかった旨を記載。
１６．事故原因とその対策＜事故原因＞
これまでの原子力発電所における事故への備えは，今般の津波による設備の機能喪失に対応できないものであり，津波想定についての甘さがあり，津波に対する備えが不十分であったことが今回の事故の根本的な原因であった旨を記載。
以上

245

ＴＦ事務局メンバーリスト

参考１－３（１／１）

分析中核者

部門※6
事務局長
事務局長代理専任者Ａ※4
専任者Ｂ
専任者Ｃ
専任者Ｄ
専任者Ｅ
専任者Ｆ
専任者Ｇ
専任者Ｈ
専任者Ｉ
専任者Ｊ
兼務者Ａ
兼務者Ｂ
兼務者Ｃ
兼務者Ｄ
兼務者Ｅ※5
兼務者Ｆ
兼務者Ｇ
兼務者Ｈ
兼務者I
兼務者Ｊ
兼務者Ｋ
兼務者Ｌ
兼務者Ｍ
兼務者Ｎ
兼務者Ｏ
兼務者Ｐ
兼務者Ｑ
兼務者Ｒ
兼務者Ｓ
兼務者Ｔ
兼務者Ｕ
兼務者Ｖ
兼務者Ｗ
兼務者Ｘ

原子力
原子力
原子力（燃料サイクル）
原子力（保全・運転）
原子力（安全・品証）
原子力（企画）
原子力（燃料）火力（保全）
工務
補償相談
グループ事業部
労働安全
原子力・本店
原子力・本店
原子力・本店
原子力・本店
原子力・本店
原子力・本店
原子力・本店
原子力・本店
原子力・１Ｆ安定化Ｃ
原子力・１Ｆ安定化Ｃ
原子力・１Ｆ安定化Ｃ
原子力・２Ｆ
原子力・２Ｆ
原子力・ＫＫ
原子力・ＫＫ
原子力・本店
原子力・東通
企画
企画
経理
研究
電子通信
企画→広報
原子力・本店発電所保安業務経験※3
過去の原子力部門の取り組み
SAFER
福島原子力
技術 品質
ﾘｰﾀﾞｰｼｯﾌﾟ 業務ﾌﾟﾛｾｽ 部門交流
エキスパート 運転 保全
事故対応
安全 保証
開発研修 改善活動
人事
○
広報
○
○
○
○
○
○リーダー
○（技術）
○

○※1

－
－
－
－
－

○
○
○
○
－
－
－
－
○
○

○
○

○
○
○

○
○
○
○
○
○
○

－
－
－

－
－
－

－
－

－
－

○※2

○
○
○
－
－
－
－
－

1F

○
○

○
○

２F

○
－
－
－
－
－
○

－
－
－
－
○

○（渉外・広報）
○
－
－
－
－

○
○中核者

○中核者

○（火力）

○中核者

○オブザーバー

○

－
－
－
－
－

１F
工務
賠償

本店

○
○
○

本店

○
○
○
○
○

２F
１F
本店
１F
１F
２Ｆ
２Ｆ
本店

○
○
－
－
－
○
－
－
○

○（営業）

本店

○
○
○
○
○
○
○

○
○
○（火力）

○

本店・安定化C

－
－
－
－
－

賠償

－
－
－
－
－
－

－
－
－
○
－
－

－
－
－
－
－
－

※1：SAFERエキスパート
・平成7年頃～事故分析手法の開発に参画（後のSAFER）
・平成12年頃～SAFER展開のための研修教材開発、研修講師，
社内外でヒューマンファクター関係の講義/エラー防止コンサル/ヒューマンエラー事象の分析サポート・平成20年～ 全社安全監理部門に移動し，以下を担務＊SAFER指導者向け研修開発担務＊SAFER社内運用ルール及び受講者管理の仕組み構築＊重大事象（死亡/重傷災害，再発災害等）の調査・分析指導＊安全管理プロセス評価※2：SAFERエキスパート
・平成13年頃～：SAFERの開発・改良・展開（研修講師），及び社内実務協働（重大災害等の調査分析支援）に関わる。
・平成15～平成16年：同僚と現在のSAFERの原型を開発。
・平成17～平成19年：ＪＮＥＳ委託「巨大システム事故分析研究会」委員。
・平成18年：１Ｆ海水温度補正問題ＲＣＡに参画。
・18～平成19年： ＪＮＥＳによるＲＣＡガイドライン，及びこれに対応したＪＥＡＧ４１２１付属書の作成に電力側担当者として従事。
・平成18年～：ＪＡＮＴＩのＲＣＡ研修講師（現在に至る）。
・平成19年：SAFER指導者向け研修（上級研修）を開発，以降社内外展開。
・平成19年：中越沖地震時Ｋ６水漏れ問題等ＲＣＡに参画。
・平成21～平成22年：「原子力規格委員会～品質保証分科会～品質保証検討会～RCAWG」委員。ＪＥＡＧ改訂作業に従事。
・平成22年：ＪＮＥＳ委託「原子力安全マネジメント技術検討～安全ワーキンググループ－２」
委員。ＲＣＡを含む安全に関する課題整理と人材マップの作成。
※3：発電所保安業務経験
・社内技能認定Ｂ級以上を有している。
・発電所のチームリーダー以上で当該業務の経験を有している。
※4：選定理由
・原子燃料サイクルに関して，社外との交渉や契約に関わる業務を長く経験し，発電所中心の業務経験者と異なる知識・視点を有していた。特に経営や組織運営に関する知識・視点を活かすために選定。
※5：選定理由
・福島第一原子力発電所にて，総務，広報業務の経験を持ち，立地地域の事情にも詳しく，
地域の視点や通報・連絡に対する経験を活用するために選定。
※6：部門
・原子力部門の兼務者については，兼務元の拠点を記載。

※分析の中核となる専任者の構成は，原子力部門以外からも半数のメンバーを選定し，原子力部門においても一つの業務分野に偏ることなく選定とすることで，多様な視点を確保することとした。

246

参考１－４（１／３）

原子力改革監視委員会による福島第一原子力発電所事故の知見の取り込みに関する
客観性・妥当性の確認
当社は，「外部専門家が監視・主導する体制とする」，「各種事故調査報告書，専門家の提言を真摯に受け止め，実行に移す」，「「世界最高水準の安全と技術」を目指し，原子力改革を推進する」を基本方針とした「原子力改革の新体制」をとることとした。
「原子力改革の新体制」の中で，東京電力の原子力改革に関する取り組みについて、国内外の専門家・有識者が外部の視点で監視・監督し、改革の確実な実行につなげることを目的に，第三者からなる委員会を設置し，福島第一原子力発電所事故の振り返りについて
も，客観性，妥当性を次のように担保した。
客観性と妥当性を担保する組織として，社外有識者からなる原子力改革監視委員会を設置した。
原子力改革監視委員会は，振り返りを実施する執行部門（原子力改革特別タスクフォース）の意向に左右されないように，取締役会の諮問機関とした。
原子力改革監視委員会は，次の活動で，客観性と妥当性の担保を実効性のあるものとした。
第一に，専門分野ごとに 4 つの分科会を設置し，当社が行う振り返りの状況を監視した。
第二に，振り返りの客観性と妥当性の担保に必要と考えた要件を，当社執行部門に提示した。
第三に，提示した提言が振り返りに反映されていることを「福島原子力事故の総括および原子力安全改革プラン」で確認した。
原子力改革監視委員会による客観性と妥当性の担保の詳細は，次のとおり。
1.

原子力改革監視委員会の設置
福島第一原子力発電所事故の振り返りについての客観性，妥当性を担保するため，先ず，第三者からなる原子力改革監視委員会を設置した。委員は以下のとおり（役職は当時のもの）。
委員長

デール・クライン氏（元米国原子力規制委員会委員長）

副委員長

バーバラ・ジャッジ氏（英国原子力公社名誉会長）

委員

櫻井 正史氏（元国会東京電力福島原子力発電所事故調査委員会委員，元
名古屋高等検察庁検事長）
大前 研一氏（(株)ビジネス・ブレークスルー代表取締役社長）
下河邉 和彦（東京電力（株）取締役会長）

委員会の客観性と妥当性を担保するため，委員は次を満たすことを条件とした。
当社会長を除き，当社や国内の原子力事業者との利害関係がないこと

247

参考１－４（２／３）

原子力を含む様々な分野で，高い専門知識と経験を有すること
以上の 2 点が，広く認められていること
2.

取締役会の諮問機関
次に，原子力改革監視委員会は，振り返りを行う執行部門の意向に左右されることがないように，取締役会の諮問機関とし，委員会の評価は，執行部門を監督する責任と権限を持つ取締役会に答申として提出される形とした。
さらに，当社は原子力改革監視委員会の設置よりも前の平成 24 年 6 月に委員会設置会
社に移行している（現在は，指名委員会等設置会社）。そのため，取締役会には東京証券取引所が定める独立性基準に照らして独立性のある社外取締役 6 名が含まれ，この点でも客観性と妥当性が担保される形とした。

3.

原子力改革監視委員会による監視と監督
原子力改革監視委員会は，4 つの専門分野の分科会による振り返りの監視，監視に基づく提言，提言の反映の確認を行うことで，客観性と妥当性の担保を実効性のあるものとした。
分科会による振り返りの監視
原子力改革監視委員会は，第 1 回の委員会で各委員の専門性を考慮した 4 つの分科会を設置し，当社による振り返りの活動を監視することとした。
技術的課題（大前委員）
自主規制（ジャッジ副委員長）
国際活動・貢献（クライン委員長）
倫理・緊急時対応（櫻井委員）
例えば，大前委員の技術的課題の分科会では，「福島第一原子力発電所事故の教訓に基づいて，どのような対策を取れば，原子炉は福島第一原子力発電所のような状況になっても生き残れるのか」の調査・検証作業の実施を執行部門に指示し，その実施状況を監視した。
上記の調査・検証作業の監視結果は，第 2 回の委員会で以下のように紹介された。
「「福島第一原子力発電所事故から何を学ぶか」（以下「大前レポート」という。
）と東京電力の見解について，事故時に起こった事象や対策を比較して，一致しているものと一致していないものに区分し，一致していないものについてはよく議論した。その結果，意見の相違が 2%程度あったが，東京電力の対策で十分代替できることが確認さ
れた。
」

248

参考１－４（３／３）

原子力改革監視委員会による提言
次に，原子力改革監視委員会は第 2 回の委員会で分科会の活動状況が議論され，振り返りの客観性と妥当性の担保に必要を考えた要件が，提示された。
例えば，社員の安全意識の改革について，原子力改革監視委員会は次を提言している。
「社員の安全意識を改革するためには、まずは経営層自身の意識を改革すること（3.11以前は原子力発電所の稼働率低下をリスクととらえていたが、今後は「安全が第一」という基本を徹底し、リスクに対する姿勢を変える必要がある）。
」
原子力改革監視委員会による評価
最後に，原子力改革監視委員会は，東京電力の「福島原子力事故の総括および原子力
安全改革プラン」に提言が全て正しく反映されているかを評価し，その客観性と妥当性を確認した。例えば，当社は「福島原子力事故の総括および原子力安全改革プラン」に上の例を次のように反映した。
「４．１

経営層からの改革（１）経営層の安全意識向上
２章で述べたように、福島原子力事故前は、安全は既に確立されたものと思いこみ、
原子力発電所の稼働率低下をリスクと捉えていた。しかし、今後は「安全が第一」という基本を徹底し、リスクに対する姿勢を変える必要があり、「経営層からの改革」の出発点は「経営層自身の改革」である。経営層は、「原子力の特別なリスクを強く認識し、その責任を負うことを深く自覚する」という、原子力に関して高い安全意識を持たなければならない。また、安全意識を高めるために、組織構築や人材育成を行うこ
とも経営層の責務である。
」
これらの結果，原子力改革監視委員会は，第 3 回の委員会で，「福島原子力事故の総括
および原子力安全改革プラン」に関する評価を，次のように取締役会に報告している。
「本改革プランは当委員会からのこれまでの提言を踏まえ、福島第一原子力発電所事故に関する真摯な総括と反省を行った上で、原子力安全を確保できなかった過去と決別し、世界トップレベルの安全文化を有する組織に生まれ変わることを目指す内容となっており、妥当なものと評価する。
」
以上

249

参考１－５（１／２７）

原子力安全・保安院（内規）「事業者の根本原因分析実施内容を規制当局が評価するガイドライン（平成 22 年 9 月 3 日改訂１）」との対比
要件１（ガイド）
4.1

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

一般要件に関すること

考え方

実施事項

・「福島第一原子力発電所事故の知見の取り込みの考え

根本原因分析の活動内容に，方について」で説明

以下の項目が含まれること① 事象抽出の根拠② 実施体制③ 事象の概要，事象の時系列の整理④ 組織要因に関するデータ収集・調査と分析結果⑤ 改善すべき組織要因の決定⑥ 是正処置及び予防処置
4.2

事業者は，根本原因分析の4.分析チームの決定と計画の策定－【Ｂ.分析チームの決定と計画の策定】【Ｂ.分析チームの決定と計画の策定】（社内事故調査委員会）（社内事故調査委員会）

実施に当たって分析チームを決(2)分析チームは，分析に先立ち，根定する。その分析チームが策定

本原因分析の活動計画を策定する

一般的な根本原因分析では，分析対象となる事象発委員長以下 8 名の原子力部門以外の経営層・本社部長からした活動計画の内容を以下の視こと。活動計画には，分析に用いら生の当事者による直接的な原因究明，対策立案，是なる「社内事故調査委員会」を設置し，委員会の下で原子点で確認する。

れる情報及び分析結果の客観性を正処置，予防処置がとられている上で，さらに組織力部門内外の 100 名を超える社員が，書類調査，インタビ

確保するため，以下を含めること。

要因の改善を図るために行われる。

ュー，結果の照合，解析，問題点の抽出，整理を実施した。

a) 調査の方針・課題

福島原子力事故は，発生した事象の規模の大きさ，（社内事故調査委員会 構成メンバー）b) 調査すべき事実関係（必要なデ関係者の多さ，事故に至る問題点の発生まで遡って委員長 代表取締役副社長

山崎 雅男

ータの収集，インタビューなど調査する必要性等の特殊性を有していたことから，

委員

武井 優

の調査を含む）当社取締役会は，徹底した事故の調査や検証を行う

常務取締役 山口 博

ために，全体的な視点からの分析が必要と判断し，常務取締役 内藤 義博

国内外の類似事象についての必社内事故調査委員会を設置することを決定した。

企画部長，技術部長，総務部長，原子力品質監査部長 計要に応じた調査【事故対応当事者による調査・分析のメリットとデ

８名

メリット】

社内事故調査委員会は，「福島原子力事故調査報告書」の・メリット

中間報告を平成 23 年 12 月 2 日に，最終報告を平成 24 年c) 過去に発生した当該事業者及びd) 調査・検討スケジュール

代表取締役副社長（役職は当時のもの）

自分自身の意志決定・行動を振り返ることとな

6 月 20 日に公表した。

ることから，第三者の解釈が入る余地はない。

社内事故調査委員会の活動，活動結果を検証する「事故調・デメリット
過酷な環境下で，かつ長時間に亘る事故対応を

査検証委員会」が，平成 23 年 6 月から，平成 24 年 6 月の間に 6 回開催され，以下を主な視点として検証を実施した。

実施したため，当事者間の振り返りでは，自分調査や検証の方法が適切であるか達が納得できるように記憶が変容し，事実認定

事実関係について客観的な証拠等に基づいているか，を誤る可能性がある。

振り返りの視点ではなく，事故の進展に即して，調査事故対応に従事した関係者が多く，各々の活動されているか

については整理できるものの，事故対応全体を

調査内容は妥当であるか250

参考１－５（２／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方
把握し，整理できる人間が必要。発電所長，本

実施事項
第三者に対してわかりやすく説明しているか

店対策本部要員が該当すると考えるが，該当者も全体を整理できる状態にはなかった。

（事故調査検証委員会 構成メンバー）【事故対応当事者以外による調査・分析のメリット

委員長：矢川 元基氏 東京大学名誉教授（原子力）とデメリット】

委 員：犬伏 由利子氏 消費科学連合会副会長（消費科学）・メリット

河野 武司氏 慶應義塾大学法学部教授（政治）聞き取りにより得た断片的な事柄とデータや

首藤 伸夫氏 東北大学名誉教授（津波）

現場状況等を照合し，第三者的見方で整理でき高倉 吉久氏 東北放射線科学センター理事（原子力）る。

中込 秀樹氏 弁護士（法律）・デメリット
当時の行動・意志決定の背後にある考えについ

向殿 政男氏 明治大学理工学部教授（安全）（カッコ内は専門分野，役職は当時のもの）ては，第三者による解釈が必要。さらに，調査者に解釈のための知識・経験が求められる。

事故調査検証委員会は，「福島原子力事故調査報告書」の以上のメリット・デメリットを考慮した上で，事故中間報告の公表に当たって，中間報告書に対する意見を公対応全体を第三者的に整理できるといった点で事表した。

故対応当事者以外による調査・分析に優位性がある

事故調査委員会は，検証委員会から出された意見を，最終と判断した。

報告書に反映した。

また，調査者に必要となる知識・経験に対しては， 意見反映の例
原子力部門の要員が一次的な解釈を実施すること＜中間報告書に対する意見＞

で，論理性を担保できると判断した。

・「安全」に対してこれで十分かと問いかける姿勢が不足して

社内事故調査委員会による調査の進捗の中で，適いたのではないか，との思いがある。

宜，社外有識者からなる第三者機関に，専門的な見・今回起きた事故に鑑みれば，アクシデントマネジメントを含地や第三者の立場から，客観性を確認していただく

むハード面，ソフト面での事前の安全対策が十分でなかったここととした。

とによる，と我々は結論する。
＜最終報告反映箇所＞
・今回の事故での経験を顧みれば、我々原子力関係者全体が、安全確保のベースとなる想定事象を大幅に上回る事象を想定できなかった、また、原子力災害に対する我々の備えの想定も甘く、対応においては現場実態を想像できず実戦的な考えが十分でなかったと言わざるを得ない
・今回の津波に実際に遭遇した今、当社の津波に対する備えが至らなかったことを真摯に反省するとともに、このことから得られた教訓をもとに以下の対策を実施していくこととした。
（参考１－２：社内事故調査に関する客観性・妥当性について）【ｂ.分析チームの決定と計画の策定】【ｂ.分析チームの決定と計画の策定】（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

当社取締役会は，新経営体制の下で，原子力改革の

251

TF は，
「福島原子力事故の総括および原子力安全改革プラ

参考１－５（３／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項

基本方針を「外部専門家が監視・主導する体制とすン」を取りまとめ，当社は平成 25 年 3 月 29 日に公表した。

る」，「各種事故調査報告書，専門家の提言を真摯に「原子力改革監視委員会」は，平成 24 年 10 月から平成

受け止め，実行に移す」，「「世界最高水準の安全と25 年 3 月の間に 3 回開催された。

技術」を目指し，原子力改革を推進する」と定め，改革監視委員会は，第１回委員会にて，各委員の専門性を体制を整備することとした。その中で，「原子力改考慮し，以下の 4 つの分科会を設置して東京電力による原革の方向性・アクションプランの策定・実行」を担

子力改革を監視・監督することとした。

う「原子力改革特別タスクフォース事務局（以下・技術的課題（大前委員）「TF 事務局」という。）」を社長直轄の組織として・自主規制（ジャッジ副委員長）

設置することとした。

・国際活動・貢献（クライン委員長）

TF 事務局では，まず事故の根本原因を抽出するこ・倫理・緊急時対応（櫻井委員）とが有効な改革の提案の第一歩と考えた。

改革監視委員会は，第 2 回委員会にて，分科会の活動状況

福島原子力事故の特殊性（発生した事象の規模の大を議論し，その結果を TF へ提言した。TF は，対策の立案，きさ，関係者の多さ，事故に至る問題点の発生時期

最終報告書を取りまとめるにあたり，上記の提言を反映しまでの長さ等）を考慮すると，組織要因の分析を実た。

施し，単なる個別の業務プロセスに関するマネジメ

提言反映の例

ントの問題に止まらず，安全文化，組織風土の問題＜改革監視委員会からの提言＞まで踏み込んだ対策を立案・取り込む必要があると・社員の安全意識を改革するためには、まずは経営層自身の意考えた。

識を改革すること（3.11 以前は原子力発電所の稼働率低下をリ

上記の改善には早急に取り組む必要があると考えスクととらえていたが、今後は「安全が第一」という基本を徹たことから，TF 設置（平成 24.9）の年度内に，組底し、リスクに対する姿勢を変える必要がある）

織要因の分析，対策の立案を完了し，次年度から， ＜原子力安全改革プラン反映箇所＞
原子力安全改革に取り組む計画とした。

４．１ 経営層からの改革

組織要因の分析については，分析対象の特殊性を考（１）経営層の安全意識向上

慮し，分析対象や分析の広さ・深さに関して自由度

２章で述べたように、福島原子力事故前は、安全は既に確立さが高く，当社内に分析のエキスパートを有しているれたものと思いこみ、原子力発電所の稼働率低下をリスクと捉

事故分析手法「SAFER」の考え方を活用することえていた。しかし、今後は「安全が第一」という基本を徹底し、とし，手法の構築，展開に参画し，社内外で根本原リスクに対する姿勢を変える必要があり、「経営層からの改革」

因分析の講師を務めてきた SAFER のエキスパーの出発点は「経営層自身の改革」である。経営層は、「原子力トを TF メンバーに選任した。

の特別なリスクを強く認識し、その責任を負うことを深く自覚

当社取締役会は，原子力改革の基本方針に基づき， する」という、原子力に関して高い安全意識を持たなければな
国内外の専門家・有識者が外部の視点で監視・監督

らない。また、安全意識を高めるために、組織構築や人材育成

し，改革の確実な実行につなげることを目的に，社を行うことも経営層の責務である。

外有識者 4 名と当社取締役会長からなる「原子力改改革監視委員会は，第 3 回委員会にて，報告書を審査し，革監視委員会」を取締役会の諮問機関として設置し以下を取締役会に答申した。

た。改革監視委員会には，TF 事務局の実施する福「本改革プランは当委員会からのこれまでの提言を踏ま

島第一原子力発電所事故の分析についても，外部のえ，福島第一原子力発電所事故に関する真摯な総括と反省

目線で，客観性，妥当性等を確認していただくことを行った上で，原子力安全を確保できなかった過去と決別

252参考１－５（４／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項

とした。

し，世界トップレベルの安全文化を有する組織に生まれ変わることを目指す内容となっており，妥当なものと評価した。」（原子力改革監視委員会 構成メンバー）
委員長 デール・クライン氏（元米国原子力規制委員会委
員長），
副委員長 バーバラ・ジャッジ氏（英国原子力公社名誉会長），
委員 櫻井 正史氏（元国会東京電力福島原子力発電所事
故調査委員会委員，元名古屋高等検察庁検事長），
大前

研一氏（(株)ビジネス・ブレークスルー代表取締役社長），
下河邉 和彦（東京電力（株）取締役会長）（役職は当時のもの）（参考１－４：原子力改革監視委員会による福島第一原子力発
電所の知見の取り込みに関する客観性・妥当性の確認）
4.2.1 分析主体の中立性に関す

4.分析チームの決定と計画の策定

ること(1)組織は，根本原因分析の実施にあ分析主体とは，分析チームを

－

－

－

たっては，以下を満足すること。

構成する上で，中心となり，分析チームの意志決定に関与する
一人又は複数の要員をいう。その中立性を確保することによって，「客観的な観点からの事業者の 組 織の 弱点 や教 訓の抽 出 」，
「分析に対する恣意性（意図的に分析結果が曲げられること）の排除」」を図ることができる。
そのために，根本原因分析の活動計画及び関連する規定等の中に記載された，分析チーム要員の構成，分析チームに与えられた権限，分析チーム要員に対する保証の内容及び分析チーム要
員の力量を以下の視点で確認する。

253参考１－５（５／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）(1)分析主体は，当該事象に直接

a)中立的立場で調査や評価が行え関与した部門以外の要員で構成

るようチームの主体が分析対象事されていること。

象に直接関係しない部門の者で構

当社取締役会は，直接原因の分析，対策の立案まで

社内事故調査委員会は，委員長以下 8 名の委員を原子力部

成されていること。

を実施する社内事故調査委員会については，以下を門以外の経営層・本店部長で構成した。委員会の下で原子考慮した体制とすることとした。

力部門内外の 100 名を超える社員が，書類調査，インタビ

分析チームは，分析主体の要員と当該事象に関する情報を収要件３（SAFER）
－

考え方

実施事項

【Ｂ.分析チームの決定と計画の策定】【Ｂ.分析チームの決定と計画の策定】（社内事故調査委員会）（社内事故調査委員会）

集する等の分析主体に該当しな

分析チームに期待する要件として，事実の認定は，原子力部門外の人間が判断する

ュー，結果の照合，解析を行った。（社内事故調査委員会

い要員から構成される。

①客観的な観点からの自組織の弱ことで，恣意性を排除すること。

の構成は前項のとおり）

点や教訓を抽出

事象進展の論理性を確保するため，原子力発電事故調査検証委員会は，平成 23 年 6 月から，平成 24 年 6ーム要員は，当該事象に直接関②分析に対する恣意性（意図的に分所の設備・業務の知識を有する原子力部門の要月の間に 6 回開催され，以下を主な視点として検証を実施

与した部門の要員（当該事象当析結果が曲げられること）の排除

員が，調査・検証を進めること。

した。

事者を含む）から構成されてい①②については分析チームの中立

社内事故調査委員会の調査・分析結果について調査や検証の方法が適切であるかても構わない。しかし，重大な的立場，が求められている。

は，客観性を確保するため，第三者からなる検事実関係について客観的な証拠等に基づいているか，

組織の問題が内在する可能性の※「中立的立場」：分析対象事象を証委員会が検証を行うこと。

振り返りの視点ではなく，事故の進展に即して，調査ある事象やデータ改ざん等の故起こした組織に対して，その組織をされているか意に不正が行われた事象につい守るとか，弁護することなく，客観調査内容は妥当であるかては，分析チーム要員は，当該的かつ公平に分析を行うことがで第三者に対してわかりやすく説明しているか

事象の当事者を含めた当該事象きる立場のことをいう

分析主体に該当しない分析チ（事故調査検証委員会の構成は前項のとおり）に直接関与した部門以外の要員で構成されている必要がある。
【ｂ.分析チームの決定と計画の策定】【ｂ.分析チームの決定と計画の策定】（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

当社取締役会は，組織要因の分析を進める TF 事務

TF は，事故当時の経営層から交代した社長が TF 長を担局では，事故以前の経営上の問題点を掘り下げる必い，分析・検討の作業を進める TF 事務局を社長直轄の組要があることから，事故当時の経営層の影響を排除

織として設置した。

し，中立性を確保し，恣意性を排除することとした。

分析の中核者となる 10 名を，原子力部門内外から，専任

TF 事務局メンバーの選定においては，中立性の観者とした。
（原子力部門出身 5 名：他部門出身 5 名）

点から，以下を考慮することとした。

福島原子力事故対応やこれまでの当社当社の歴史的な取【分析の中核となる専任者について】

組の中核を担った経験等をもつメンバーを含む 26 名を兼原子力部門以外からもメンバーを選任し，原子務者とした。

力部門においても一つの業務分野に偏ること（参考１－３：TF 事務局メンバーリスト）

なく選任することで，多様な視点を確保する。

TF 事務局の活動開始に当たっては，TF 長自ら，メンバー【自らの経験を分析，対策立案に活かすとともに，に向け，原子力改革に向けた基本姿勢を示し，結論ありき

各所での改革プランの理解浸透，展開を後押しするで現状を追認する目的で設置されたものではないことを兼務者について】

共通認識とした。

組織要因の深掘りのためには，当社の歴史的な＜基本姿勢＞

背景やその組織文化に影響を与えた出来事を

・福島第一原子力発電所事故に対する深い反省のもと，従再評価する必要があると考えたことから，過去

来の安全文化・対策に対する過信と傲りを一掃し，不退転

254参考１－５（６／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項

の原子力部門の取組みにおいて，中核を担ったの覚悟を持って経営体質の改革に取り組む

者，取組みの対象となったものを選任する。

・どのような事態が起きても過酷事故は起こさないという

事故調査報告書における事実認定に基づく福決意のもと，国内外の専門家のご意見を賜りつつ，これま

島原子力事故対応の振り返りを確実なものとでの安全思想を根底から改めるするために，福島原子力事故対応の経験者を選「原子力改革監視委員会」は，平成 24 年 10 月から平成任する。

25 年 3 月の間に 3 回開催された。

「原子力改革に向けた体制の整備」の基本方針「外改革監視委員会は，第１回委員会にて，各委員の専門性を部専門家が監視・主導する体制とする」に基づき，考慮し，以下の 4 つの分科会を設置した。第 2 回委員会に「原子力改革監視委員会」に，TF 事務局の実施すて，分科会の活動状況が議論され，その結果を TF へ提言る福島第一原子力発電所事故の分析についても，外した。第 3 回委員会にて，報告書を審査し，以下を取締役部の目線で，客観性，妥当性等を確認していただく

会に答申した。

こととした。

「本改革プランは当委員会からのこれまでの提言を踏まえ，福島第一原子力発電所事故に関する真摯な総括と反省を行った上で，原子力安全を確保できなかった過去と決別
し，世界トップレベルの安全文化を有する組織に生まれ変わることを目指す内容となっており，妥当なものと評価した。」（原子力安全改革監視委員会構成メンバーは前項のとおり）(2)必要なデータに対するアクセc)必要な情報にアクセスできる権限

ス権限を与えられていること。

が与えられていること

又，経営層や関連部門に対するd)経営層や関連部門に対するイン

当社取締役会は，「当事者として，徹底した事故の社内事故調査委員会は事故調査のための全ての権限を有インタビュー等の調査を実施でタビューも含め調査出来るよう組

調査や検証を行い，今後の事業運営に反映させるこ

していたことから，委員会のもとで調査を担当したメンバ

きること。

織上の位置づけが明確にされていと」を目的として設置した社内事故調査委員会に対ーは，制限を受けることなく，「事故に関連するマニュア

ること。

して，福島第一原子力発電所事故調査のための権限

ル類の調査・確認」，「事故時に採取されたデータ，記録さを全て付与した。

れた日誌やホワイトボード類の調査・確認」，「データに基－【Ｂ.分析チームの決定と計画の策定】【Ｂ.分析チームの決定と計画の策定】（社内事故調査委員会）（社内事故調査委員会）

づいた津波解析，地震応答解析等の解析評価」，「当社社員やロボットによる屋内外の主要設備に関する実地調査」，「発電所の災害対策要員を中心とした述べ 600 名への聞き取り調査」を実施した。
【ｂ.分析チームの決定と計画の策定】【ｂ.分析チームの決定と計画の策定】（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

当社執行役会は，社長直轄の組織として設置したTF 事務局は，組織要因の分析のために，制限を受けるこTF 事務局に対して，組織要因の分析に必要な調査となく，必要な書類を入手し，TF 事務局内の経験・知識のための権限を全て付与した。

では足りないと考えた場合には，関係者へのインタビューを実施した。

255

参考１－５（７／２７）
要件１（ガイド）(3)根本原因分析及びその結果に要件２（JEAG）－

要件３（SAFER）－

よって，分析を行った者（分析

考え方

実施事項

【Ｂ.分析チームの決定と計画の策定】【Ｂ.分析チームの決定と計画の策定】（社内事故調査委員会）（社内事故調査委員会）

チーム要員）が処遇上の不利益

当社取締役会は，「当事者として，徹底した事故の社内事故調査委員会では，認定された事実を整理し，「理を被ることがないよう保証され調査や検証を行い，今後の事業運営に反映させるこ

想的には，どうあるべきだったか」といった観点から，問ていること。

と」を目的として設置した社内事故調査委員会に対題点を抽出し，課題として取りまとめた。

して，調査に関わったメンバーが，調査結果により，処遇上の不利益を被ることがないことを保証した。
【ｂ.分析チームの決定と計画の策定】【ｂ.分析チームの決定と計画の策定】（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

当社執行役会は，社長直轄の組織として設置したTF 事務局は，事故以前の当社内の慣行や常識にとらわれ

TF 事務局に対して，活動の結果により，処遇上のることなく，「理想的には，どうあるべきだったか」とい不利益を被ることがないことを保証した。

った観点から，問題点を抽出し，分析結果を取りまとめた。

(4)根本原因分析を主導する者

b)リーダーは，根本原因分析に関すは，当該原子力施設の保安活動

る教育訓練を受け，保安活動の実務等の実務経験を有するか又は理経験を有する又は理解しているこ

グループディスカッションを中心に分析を実施す

原子力部門内外から，管理職クラスの 10 名を分析の中核解していること，及び根本原因と。

ることから，TF 事務局の全てのメンバーが SAFER者として，専任者とした。
（原子力部門出身 5 名：他部門の教育訓練を受講していることは求めず，SAFER出身 5 名）分析チームに期待する要件として，のエキスパートが分析を指導・修正することとし

福島原子力事故対応やこれまでの当社当社の歴史的な取③問題点に対する気付きの感度のた。

組の中核を担った経験等をもつメンバーを含む 26 名を兼向上

TF メンバーの選定においては，以下を考慮するこ務者とした。

④要因分析，対策立案での多面性，ととした。

SAFER の手法の構築・展開に携わったエキスパートを，多様性の追求【分析の中核となる専任者について】専任者と兼務者に 1 名ずつ選任した。

分析に係る教育訓練を受けていること。

－【ｂ.分析チームの決定と計画の策定】【ｂ.分析チームの決定と計画の策定】（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）③④については，多方面からの視組織運営上の問題点を明確にする必要がある点，当該設備や業務の知識経験が求ことから，自らも組織運営の経験を持つ管理職

められている。

クラスを中心とする。
原子力部門以外からもメンバーを選任し，原子力部門においても一つの業務分野に偏ることなく選任することで，多様な視点を確保する。
分析のエキスパートを選任し，チームとして，分析実施ための力量を確保する。
【自らの経験を分析，対策立案に活かすとともに，各所での改革プランの理解浸透，展開を後押しする兼務者について】
組織要因の深掘りのためには，当社の歴史的な背景やその組織文化に影響を与えた出来事を再評価する必要があると考えたことから，過去の原子力部門の取組みにおいて，中核を担った

256（参考１－３：TF 事務局メンバーリスト）

参考１－５（８／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項

者，取組みの対象となったものを選任する。
事故調査報告書における事実認定に基づく福島原子力事故対応の振り返りを確実なものとするために，福島原子力事故対応の経験者を選任する。
4.2.2 根本原因分析の対象とな

3.1 分析対象の決定る事象の抽出に関すること

あらかじめ具体的な選任基準を明事業者が，次の事象に該当す－【Ａ.分析対象の決定】【Ａ.分析対象の決定】（社内事故調査委員会）（社内事故調査委員会）

確にし，スクリーニングを行い，分当社取締役会は，福島原子力事故の重大性に鑑み，「炉心損傷の未然防止」に対する課題抽出を中心に，調る事象を抽出して根本原因分析

析対象を決定すること

同様の事態を再び招かぬよう，事故原因を明らかに

査・検討を実施した。

を実施していることを確認す

a)原子炉の安全に関わる重大な事

し，そこから得られた教訓を今後の事業運営に反映る。

故や保安規定違反，法律に基づく報することとした。

①安全に重大な影響を与える事

告事象などの事象

福島原子力事故では，炉心損傷の発生により，結果

象については，適切な是正処置

的に放射性物質の大量放出に至ったことから，「炉及び予防処置を行い，再発防止

心損傷の未然防止」に対する課題抽出を中心に，調を確実にするため，その事象ご査・検討を実施することとした。

とに根本原因分析を実施すること② 安全に重大な影響を与える

b)それ自身は安全上重要ではない

事象以外の事象にあっては，是が，不適合に類似性のあるものや頻正処置を講じた後，蓄積されて発傾向を示しているもの【ａ.分析対象の決定】【ａ.分析対象の決定】（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

組織要因の分析においては，最も再発を防止したい

福島原子力事故では，炉心損傷の発生により，結果的に放事項を頂上事象として設定することが一般的であ射性物質の大量放出に至ったことから，「炉心損傷の発生」

ることから，「炉心損傷の発生」を頂上事象とした。

を分析の対象とした。

－

該当せず

－

－

該当せず

－

－

－

－

いる不適合等に関するデータを分析し，予防処置を講ずるため，必要に応じて，根本原因分析を実施することc)事象の結果の大きさに関わりなく，組織としての問題が潜在している可能性があるもの（気づき）
4.2.3 根本原因分析に先立つ直－接原因分析内容の確認に関すること257

参考１－５（９／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項

(1) 当該不適合に係る業務の流

5.2 事実の整理れに沿って，系統・設備・機器(2)事実の整理に当たっては，関与しの状態とその変化，個々の人のた組織・個人などを匿名的に識別す

福島原子力事故の特殊性（発生した事象の規模の大福島原子力事故は，数多くの業務，事故対応，操作，作業

行動，人と人との役割関係，コるとともに，必要な場合には，以下

きさ，関係者の多さ，事故に至る問題点の発生までが関連して進展しているため，一つ一つの業務プロセスのミュニケーション及びそれらのについて整理すること。

遡って調査する必要性等）を考慮すると，関係者一

流れに沿って取りまとめることは困難であり，個々の業務問題点が論理的に記述されていa)系統・設備・機器の状態とその変

人一人の具体的行動・意志決定を全て詳細に記述しプロセスに応じた記述とはなっていない。

ること。

化

問題点を全て抽出することは困難であることから，

運転データ等の得られた情報を突き合わせて，事象の進展

b)個々の人の行動，人と人との役割

まず，時系列で事象の進展を整理することとした。

に沿って，系統，設備，機器の状況とその変化を記述した。

関係，コミュニケーションの状況

事象の進展に影響を与えたと考えられる行動や意

福島原子力事故対応に当たった対策要員を中心とした延志決定，設備・機器の状態変化については，役割やべ 600 名へのインタビューから，事前の備えと事故の進展

コミュニケーション等の詳細を記述することとしに関連する行動，役割分担，コミュニケーションを記述し，た。

それらの問題点を抽出した。

－【Ｃ.事象の把握と問題点の整理，直接原因の抽出】【Ｃ.事象の把握と問題点の整理，直接原因の抽出】（社内事故調査委員会）（社内事故調査委員会）

事前の備えと事後の対応の２つ局面で，整理された事実の中から，「今振り返れば理想的な状態と異なるところや事故の発生，拡大防止に大きな影響（阻害）を与えたところ」を問題点として記述することとした。
(2) 人的過誤の直接要因が明確

5.2 事実の整理【Ｃ.事象の把握と問題点の整理，直接原因の抽出】【Ｃ.事象の把握と問題点の整理，直接原因の抽出】にされていること。人的過誤の(1)人的過誤の場合には，直接要因と（社内事故調査委員会）（社内事故調査委員会）

直接要因として，従事者の個人して関係する人的要因を明確にす

福島原子力事故の事故後の対応においては，事故以事故後の対応における人的過誤の直接要因として，事象の的な要因，作業固有の要因，物ること前に想定していなかった環境下で，作業，操作，意進展に応じて，以下のような，環境要因や業務管理要因を抽出した。

理的な環境要因，従事者を取り人的過誤の直接要因として，従事志決定を行うこととなってしまったことから，事故巻く職場環境要因，作業に係わ者の個人的な原因，作業固有の要対応全般の中には，いくつもの人的過誤が存在す

１～３号機は，津波により，ほぼ全ての電源を喪失し，る業務管理要因のうち，関係す

因，物理的な環境要因，従事者を取る。それらの人的過誤一つ一つの直接要因を抽出す

プラント状態の監視ができなくなったこと。

る直接要因が明確にされているり巻く職場環境要因，作業に係わるることは困難だが，事象の進展に影響を与えたと考電源の喪失は，通信手段の喪失につながり，現場からこと。

業務管理要因のうち，関係する直接えられる行動や意志決定等の人的過誤の直接要因得られる情報（プラント状態，操作状況）が大きく制要因が明確にされている必要があについては，環境要因や業務管理要因を明らかにす

限され，かつ入手に時間を要したこと。

る。

ることとした。

津波瓦礫，照明喪失，放射線物質放出，の作業環境の悪化が生じたこと。さらに水素爆発においては，ホースやケーブルの損傷が発生し，手戻りが生じたこと。
緊急時対応における責任と権限が，明確化されていなかったこと。
本店対策本部では，外部との電話対応やプレス対応に要員を振り分ける必要が生じ，発電所事故対応応援に専念できない状況が生じていたこと。

(3) 当該事象の直接原因分析結【Ｃ.事象の把握と問題点の整理，直接原因の抽出】【Ｃ.事象の把握と問題点の整理，直接原因の抽出】果に基づく，是正処置及び予防（社内事故調査委員会）（社内事故調査委員会）

258

参考１－５（１０／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項

処置の内容が明確になっている

当社取締役会は，事故調査委員会が抽出・整理した

設備面の具体的な対策を以下の項目について取りまとめこと。

問題点・課題と立案した対応方針と具体的な対策にた。

ついて，緊急安全対策として，当社原子力発電所に1.

適用することとした。

防潮堤の設置，開口部への防潮板・防潮壁の設置，扉の水【設備面の対策】

密化，貫通部の止水処理事故の直接原因である津波に対して，津波そのもの

起動に必要な直流電源設置箇所の止水対策，蒸気駆動高圧

ラントの事象進展からの課題を踏まえた原子炉注

注水設備の強制起動，D/G を含む電源設備の止水，電源車・

水や冷却のための重要機器に対する徹底した津波ケーブル等の準備，ほう酸水注入系への補充水源の確保(3) 減圧装置の機能維持

設備の損傷が今回の事故のような（「長時間におよ

直流電源配置箇所の止水，配置見直し，補充用バッテリー，

ぶ全交流電源と直流電源の喪失」や「長時間におよ

予備窒素ガスボンベの配備

ぶ非常用海水系の除熱機能の喪失」による）多重の(4) 低圧注水設備の機能維持

機器故障や機能喪失に至ることを前提に，炉心損傷

消火系ポンプ設置箇所の止水，燃料確保，電源車の配備，を未然に防止する応用性・機動性を高めた柔軟な機

消防車の配備，海水を含めた水源確保

能確保の対策を講じること
3.

(2) 高圧注水設備の機能維持に対する対策のほか，今回の事故への対応操作やプ対策を施すこと2.

(1) 徹底した建屋への浸水対策(5) 除熱・冷却設備の機能維持

更なる対策として，炉心損傷防止を第一とするもの

圧力抑制室ベント弁作動用電源・空気の確保，空気作動弁の，なおその上で炉心が損傷した場合に生じる影響の手動操作手法策定，予備モータ配備，電源車配備，可動を緩和する措置を講じていくこと

式熱交換設備の配備，使用済燃料プールの深部の水位・温【運用面の対策】度計測装置の設置

津波を含む外的事象に対して，事故を未然に防止す(6) 監視機器の電源確保

ることを基本とするが，さらに事故収束に用いる発直流電源配置箇所の止水，配置見直し，可搬式バッテリー・

電所の設備がほぼ全て機能を喪失するという事態

充電器の配備までを前提とした事故収束の対応力を検討すること(7) 炉心損傷後の影響緩和策
水素滞留防止装置，消防車による原子炉格納容器注水手段(8) 外部電源設備の信頼性向上と迅速な復旧(9) 瓦礫撤去設備の確保
重機の配備(10) 通信手段の確保
移動無線・衛星電話の配備(11) 照明用設備の確保
ヘッドライト・LED ライトの配備(12) 防護設備（防護服，マスク，APD 等）の確保・整備(13) 放射線管理ツールの整備
線量集計の簡略化ツールの整備(14) 環境放射線の監視体制の強化(15) 津波監視体制の強化

259

参考１－５（１１／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項
(16) 免震重要棟の機能強化
設備面の対策を実戦的に機能させるために，運用面の対策として，「具体的な実施手順の策定」，「要員・体制の確保」，「技能や知識の付与・訓練」を実施することとし，さらに以下の項目に関する対策を取りまとめた。
(1) 緊急時対応体制
事故収束対応に専念するための体制整備，発電所長の指揮権の尊重，長期対応態勢の確立，初動の対応態勢の確保，
原子力・立地本部長，副本部長の事故収束対応専念(2) 情報伝達・情報共有
中央操作室で得られた情報を共有する様式の整備，中央操作室と緊急時対策室に同一のテンプレートを準備(3) 所掌未確定事項への対応
役割分担の明確化，訓練の実施(4) 情報公開
最優先で公表すべき重要情報の整理，インターネットの活用，報道対応者への技術系社員の配置(5) 資機材輸送
輸送中継拠点の選定，輸送中継チームの配置，資機材輸送に必要な情報の明確化(6) 出入管理拠点の整備(7) 放射線管理教育の強化

4.2.4 国内外の類似事象の調査

4.分析チームの決定と計画の策定

計画に関すること(2)分析チームは，分析に先立ち，根－【ｂ.分析チームの決定と計画の策定】【ｂ.分析チームの決定と計画の策定】（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

本原因分析の活動計画を策定する

福島原子力事故の全容に類似し，組織要因の分析に

原因分析に活用するための類似事象の調査は実施していこと。活動計画には，分析に用いら資すると考えられる事例は存在しないことから，類ない。

れる情報及び分析結果の客観性を

似事例の調査は行わないこととした。

対策の立案に関しては，国内外で成功を収めている事例を確保するため，以下を含めること。

対策の検討においては，事象の種類や結果は異なる

ベンチマークし，対策に反映した。（例：緊急時対応組織c)過去に発生した当該事業者及び国ものの，同種の問題点の解消を図り，成功した事例（ICS：米国ほか），社内独立監視機関の設立（米国，英国

内外の類似事象についての必要にをベンチマークし，対策に取り込むこととした。

ほか） 等）

応じた調査
4.3 事象の時系列整理結果に関

5.1 事実の調査・収集

－

－

－

すること
事業者の分析チームが根本原因の分析過程において実施した事
象の時系列整理結果の内容を以260

参考１－５（１２／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項

下の視点で確認する。
4.3.1 時系列の整理に用いられ－－る情報とその結果の客観性に関【ｃ.事象の把握と問題点の整理】【ｃ.事象の把握と問題点の整理】（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）すること

TF 事務局では，以下の理由から，社内事故調査委

各種事故調査委員会報告書に記載された事象の進展（時系

根本原因分析に係る事象の時系

員会により，福島第一原子力発電所事故について，

列）と社内事故調査報告書とを確認し，「1 号機の地震によ

列整理結果の客観性が確保され十分な調査・事象の整理ができていると判断し，改る小 LOCA 発生の可能性（国会事故調査報告書）」を除き，ていることを以下の視点で確認

めて事象の時系列整理を行うことなく，社内事故調

矛盾がないことを確認した。

する。

査報告書において記述された事象の進展に関する※なお，当社は，プラントの運転状態と地震応答解析の結時系列，収集された情報，抽出された問題点・課題

果から，安全上重要な機能を有する主要な設備は，地震時を活用し，分析を進めることとした。

及び地震直後において安全機能を保持できる状態にあり，

社内事故調査委員会では，調査当時に可能な限

1 号機において，小 LOCA は発生していないものと考えてりの情報収集を行い，検証，調査を実施してい

いる。

ること
事故調査報告書では，調査結果を具体的，かつ詳細に時系列で整理していること「理想的には，こうあるべきだった」といった観点で問題点・課題を抽出していること
事象の進展について，各種事故調査報告書との照合を行い，事実認定の正当性を確認することとした。
(1)直接原因分析結果の情報に加(1)分析チームは，直接原因分析の結え，根本原因分析のために必要果をはじめ，事実を幅広く，客観的なデータの収集及びインタビュに収集する

安全文化や組織風土は，時間をかけて形成されたと当社の歴史的な背景やその組織文化に影響を与えた出来ー等の調査が行われているこ（現場の状況，記録，議事録，指示

考えたことから，「安全最優先をビジョンとして掲事を再評価し，原子力部門に関連する全社的な組織要因をと。

書，発行図書，図面・仕様書等）(2)

げた当社が，なぜ今回の福島原子力発電所事故を防抽出するために。TF 事務局メンバー以外へのインタビュ

事実の収集にあたっては，必要に応げなかったのか」との観点で，当社の歴史的な背景

ー（20 名程度），各種の出来事に関わる書類の確認を実施

じてインタビューを実施する。

やその組織文化に影響を与えた出来事を再評価すした。

※聞いただけの確認でなく，自ら現る必要があると考えたことから，TF 事務局メンバ

地，現物（文書・記録等）を確認すー以外へのインタビューや書類確認による情報収る必要がある。との注意有集を行うこととした。

－【ｃ.事象の把握と問題点の整理】【ｃ.事象の把握と問題点の整理】（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）(2)時系列整理結果が第三者に分

5.2 事実の整理

情報をわかりやすく整【ｃ.事象の把握と問題点の整理】【ｃ.事象の把握と問題点の整理】

かるように整理されているこ(1)分析チームは，収集した事実を，理して「何が起きたの（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）と。

主語を明確にし，業務の時間の流れか」を明らかにし，関TF 事務局では，社内事故調査委員会により，十分

TF 事務局では，社内事故調査報告書において記述されたに沿って具体的に整理すること（時係者で共有する。

な調査・事象の整理ができていると判断し，改めて事象の進展に関する時系列を用いて，「何が起きたのか」

系列の整理）。

事象の時系列整理を行うことなく，社内事故調査報を分析チーム内で共有した。

(3)整理した事実は，確認された事実

告書において記述された事象の進展に関する時系とそうでない推定とを区別するこ列を活用し，分析を進めることとした。

と。また，推定事項や不明点につい261

参考１－５（１３／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項

ては，必要に応じて，追加調査を行うこと。
①事象や問題点の内容の中で，(2)事実の整理に当たっては，関与し横軸に設備名，登場【Ｃ.事象の把握と問題点の整理，直接原因の抽出】【Ｃ.事象の把握と問題点の整理，直接原因の抽出】

関与した組織・個人が匿名的にた組織・個人などを匿名的に識別す人物等を記載（社内事故調査委員会）（社内事故調査委員会）

識別されて，取られた行動等のるとともに，必要な場合には，以下

縦軸に時間をとる

記述が具体的であること。但しについて整理すること。

福島原子力事故の特殊性（発生した事象の規模の大時系列図（横軸に設備名，登場人物等，縦軸に時間）の形

個々の出来事（事象）を簡きさ，関係者の多さ，事故に至る問題点の発生までで整理はしていないが，事象の流れに沿って，重要な転換

識別に対し特別な配慮が必要な

潔に書き，情報の流れが分遡って調査する必要性等）を考慮すると，関係者一点となる行動・意志決定については，組織・個人が識別で場合を除く。

かるように矢印で結ぶ

人一人の具体的行動・意志決定を全て詳細に記述しきる形で，時系列を整理した。

問題点を全て抽出することは困難であることから，

意志決定や行動の実施主体として，“当社”，“発電所緊急

まず，時系列で事象の進展を整理することとした。

時対策本部”，“本店緊急時対策本部”といった組織を記述

事象の進展に影響を与えたと考えられる行動や意しているが，具体的には，平時においては権限に応じた意

志決定，設備・機器の状態変化については，役割や志決定者を指し，緊急時においては，対策本部長を指す。

コミュニケーション等の詳細を記述することとした。
② 問題点が明確にされ，その記述が具体的でかつ可能な限り定量的であること。

5.3 問題点の整理分析チームは，事実の整理に基づき問題点を抽出し，問題点を論理的

背後要因を考えるべき【Ｃ.事象の把握と問題点の整理，直接原因の抽出】

問 題 点 を 抽 出 す る 。 （社内事故調査委員会）（SAFER）【Ｃ.事象の把握と問題点の整理，直接原因の抽出】（社内事故調査委員会）

社内事故調査委員会では，認定した事実を時系列で事前の備え，事後の対応における問題点を，設備面と運用かつ可能な限り具体的に記述する

時系列図から，問整理し，「理想的には，こうあるべきだった」との面で整理した。

例：問題点の記述が，「本来はどこと。この際には，事象に対して寄題と思われる点や観点で問題点・課題を抽出した。

事故の直接的な原因を「津波により全ての冷却手段を喪失のようにあるべきであったの与の大きい問題点を明確化するこ

通常から外れた点

可能な限り，定量的なデータを活用した調査によっしたこと」，「事故の備えが，今回のような津波による設備

か」のように具体的になっていと。

を抽出する。

て問題点を抽出し，具体的に記述することとした。

の機能喪失に対応できないものであったこと」とした。

ること。

抽出した問題点をおおよそ【ｃ.事象の把握と問題点の整理】【ｃ.事象の把握と問題点の整理】

発生順に並べる。

（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

社内事故調査委員会が整理した事象の進展と事前

背後要因分析の起点を，「長期 SBO や最終ヒートシンク喪の備え，事後の対応の局面で整理された問題点，直失への備えが不十分」，「津波対策の不足」，「事故対応の失接原因から，「炉心損傷の発生」に至った影響の大敗（炉心損傷に至った 1,2,3 号機ごとの事故進展の大きなきな問題点を抽出することとした。

転換点）」と定めた。

4.4 組織要因の抽出結果に関す

6.分析の実施及び組織要因の検討

問題点を引き起こした【ｄ.分析の実施及び組織要因の検討】【ｄ.分析の実施及び組織要因の検討】

ること（背後要因の分析）

背後要因の因果関係を（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

探り，背後要因図を作“論理の飛躍”が生じないように，SAFER の考え「長期 SBO や最終ヒートシンク喪失への備えが不十分」，

点を起点とし，背後要因を論理的に成する方に則り，「なぜ⇔だから」を分析メンバーが繰り「津波対策の不足」，「事故対応の失敗（炉心損傷に至った

当該の組織要因の抽出結果を以分析し，組織要因を明確にするこ「最も再発を防止した

返し，背後要因を抽出・整理することとした。

1,2,3 号機ごとの事故進展の大きな転換点）」を起点とし，下の視点で確認する。

と。

い問題点」を選ぶ

分析に当たっては，適宜，SAFER エキスパートが，「なぜ⇔だから」を繰り返して背後要因図を作成した。

※論理的であること，とは背後要因

その問題点の背後要因

SAFER の考え方を分析メンバーに共有し，分析の背後要因図の中から影響が大きい事実・要因を問題点とし

図に論理の飛躍が無いこと。

を探る

過程を確認することとした。

て抽出し，その因果関係を考察し，根本原因を全社的な問事業者の分析チームが根本原分析チームは，明確にされた問題因の分析過程において実施した

4.4.1 分析に用いられている
方法の論理性に関すること
組織要因の抽出に当たって用い

背後要因の論理性を確

題，経営層の問題として総括した。

られた方法の論理性が確保され認する（なぜ⇔だから）【「長期 SBO や最終ヒートシンク喪失への備えが不十分」

262

参考１－５（１４／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項

ていることを以下の視点で確認

以上を繰り返して，背に対する根本原因】

する

後要因図を完成させる

継続して安全性を高めることを重要な経営課題と設定す残された問題点についるマネジメントが実施されなかったために，過去の判断に捉ては，重要な問題点でわれて全電源喪失等により過酷事故が発生する可能性は十あれば，独立してその分小さく，更に安全性を高める必要性は低いと思い込んだ結背後要因を分析する。

果，過酷事故対策の強化が停滞した。
【「津波対策の不足」に対する根本原因】
旧経営層が，知見が十分とは言えない津波に対し，想定を上回る津波が来る可能性は低いと判断した結果，自ら対策を考えて迅速に深層防護の備えを行う姿勢が不足した。
【「事故対応の失敗」に対する根本原因】
過酷事故や複数号機の同時被災が起こると考えていなかったため，継続して安全性を高めることを重要な経営課題としたマネジメントが実施されておらず，現場の事故対応の訓練や資機材の備えが不十分であった。その結果，重要なプラント状態の情報の共有や迅速的確な減圧操作等ができなかった。

(1) 報告された事象に応じて，根6.分析の実施及び組織要因の検討

本原因分析が組織要因とその因（背後要因の分析）－【ｄ.分析の実施及び組織要因の検討】【ｄ.分析の実施及び組織要因の検討】（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

分析に当たっては，組織要因とそ“論理の飛躍”が生じないように，SAFER の考「長期 SBO や最終ヒートシンク喪失への備えが不十分」，

な分析（注）となっていること。 の因果関係の視点を考慮して体系え方に則り，「なぜ⇔だから」を分析メンバーが繰「津波対策の不足」，「事故対応の失敗（炉心損傷に至った（注）体系的な分析とは，類似的に分析を行うこと。

り返し，背後要因を抽出・整理することとした。

1,2,3 号機ごとの事故進展の大きな転換点）」を起点とし，の要因による事象を防止する上※体系的な分析，とは根本原因分析

分析に当たっては，適宜，SAFER エキスパートが，「なぜ⇔だから」を繰り返して背後要因図を作成した。

で重要となる要因が抜け落ちなの手法の特徴を理解した上で，これSAFER の考え方を分析メンバーに共有し，分析の背後要因図の中から影響が大きい事実・要因を問題点としいよう，一定の枠組みに基づいを用いて分析することとされてい過程を確認することとした。

て抽出し（「長期 SBO や最終ヒートシンク喪失への備えがて要因（プロセスの問題に関する。

安全文化や組織風土は，時間をかけて形成されたと不十分」に対する問題点 10 項目，「津波対策の不足」に対る要因など）を洗い出し，結果

考えたことから，「安全最優先をビジョンとして掲する問題点 5 項目，「事故対応の失敗」に対する問題点 10に対する影響の大きさに基づいげた当社が，なぜ今回の福島原子力発電所事故を防項目），その因果関係を考察し，根本原因を全社的な問題，て絞り込むことを指す。

げなかったのか」との観点で，当社の歴史的な背景

経営層の問題として総括した。

「一定の枠組み」に基づく洗いやその組織文化に影響を与えた出来事を再評価す

当社の歴史的な背景やその組織文化に影響を与えた出来出しの例：る必要があると考えた。

事を再評価し，問題点 18 項目を抽出した。
（TF 事務局メ

果関係の視点を考慮した体系的個別業務のプロセス，基本業務

ンバー以外へのインタビューや書類確認による情報収集。

のプロセスに関わるマネジメン

過去の様々な取組の中核を担った経験をもつ TF 事務局メトシステムの問題点に関する組

ンバーを中心に「なぜ⇔だから」で振り返り）

織要因を抽出する。

原子力部門のもつ構造的な組織要因・問題の相関について

また，事象の進展を防止できなは，「安全は既に確立されたものと思いこみ，稼働率等をかったかあるいは進展をかえっ

重要な経営課題と認識した結果，事故への備えが不足し263

参考１－５（１５／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項

て助長してしまった経営層の関た」という構図が浮かび上がり，「事故の備えが不足した

与・影響を含む経営全体に関わ負の連鎖」として整理した。

るマネジメントシステムの問題

さらに全社的なリスク管理の状況の分析から，以下に示す点に関する組織要因を抽出す問題が存在したため，福島原子力事故の発生が予見されなる。

かったと総括した。

さらに，事象によっては，マネ・当社経営層は，原子力の特別なリスクを認知し，対処す

ジメントシステムの基礎となるるための知識，経験を有していなかった。

安全文化，組織風土の問題点に・その結果，当社が抱えるリスクを全社横断的に総括管理関する組織要因を抽出する。

する「リスク管理委員会」において，原子力部門から提示「絞り込み」の例：された稼働率の向上を評価軸の 1 つとしたリスクシナリオ

インタビュー結果に基づいてについて，深掘りや別の視点からの再評価が十分実施され各要因の寄与を評価する。類似ず，「設計基準事象を超えるシビアアクシデントによる原要因の発生頻度を求め，頻度の子力事故の発生」をリスクシナリオとして認知することが大きい要因に絞る。標準となるできなかった。

手順が決まっていたのか，担当

・上記のような意思決定の場に，経営層や原子力部門から者は手順を理解していたのか，

独立し，第三者の専門的知見等を活用できる監視・監督機

担当者は手順通り行うための技

能が存在しなかった。

能をもっていたのか，担当者は手順通り行う意図があったのかなど，プロセス管理のステップに従って判定する。
(2)マネジメントシステムの不適

6.分析の実施及び組織要因の検討

切さを改善するのに必要な深さ（背後要因の分析）まで分析されていること。

－【ｄ.分析の実施及び組織要因の検討】【ｄ.分析の実施及び組織要因の検討】（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

分析チームは，明確にされた問題

安全文化や組織風土は，時間をかけて形成されたと原子力部門のもつ構造的な組織要因・問題の相関について点を起点とし，背後要因を論理的に考えたことから，「安全最優先をビジョンとして掲

は，「安全は既に確立されたものと思いこみ，稼働率等を分析し，組織要因を明確にするこげた当社が，なぜ今回の福島原子力発電所事故を防重要な経営課題と認識した結果，事故への備えが不足しと。

げなかったのか」との観点で，当社の歴史的な背景た」という構図が浮かび上がり，「事故の備えが不足した※「組織要因を明確にする」とは，やその組織文化に影響を与えた出来事を再評価す

負の連鎖」として整理した。

「『直接要因の発生を防止できなかる必要があると考えた。

さらに全社的なリスク管理の状況の分析から，以下に示す

った個別業務のプロセスに関わる問題が存在したため，福島原子力事故の発生が予見されな

マネジメントシステムの問題点』やかったと総括した。

『経営層の関与を含めた経営全体

・当社経営層は，原子力の特別なリスクを認知し，対処すに関わるマネジメントシステムのるための知識，経験を有していなかった。

問題点』，事象に応じて『安全文化，

・その結果，当社が抱えるリスクを全社横断的に総括管理

組織風土等の問題点』を明確にする

する「リスク管理委員会」において，原子力部門から提示こと」をいう。

された稼働率の向上を評価軸の 1 つとしたリスクシナリオ
について，深掘りや別の視点からの再評価が十分実施され264

参考１－５（１６／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項
ず，「設計基準事象を超えるシビアアクシデントによる原子力事故の発生」をリスクシナリオとして認知することができなかった。
・上記のような意思決定の場に，経営層や原子力部門から独立し，第三者の専門的知見等を活用できる監視・監督機
能が存在しなかった。

(3)必要に応じ，当該事象発生前(2)事実の整理に当たっては，関与し後の変化及び変更による差異のた組織・個人などを匿名的に識別す要因が分析されていること。

るとともに，必要な場合には，以下「理想的には，こうあるべきだった」といった観点「長期 SBO や最終ヒートシンク喪失への備えが不十分」

について整理すること

で問題点・課題を抽出することとした。

に対する問題点 10 項目－【ｄ.分析の実施及び組織要因の検討】【ｄ.分析の実施及び組織要因の検討】（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）d)調査した事実の各要素に対する，① 旧原子力経営層は，過酷事故の発生を経営リスクと捉

事象発生前後の変化及び変更によえず，継続的に安全性を高めていく活動を重要な経営る差異の要因課題として明示していなかった。

変更分析：変更分析は，以前に問題② アクシデントマネジメント策を規制要件とすることにが無かった状況あるいは理想的な対し，当社を含む電気事業連合会は，国に対し強く反状況での業務の流れ，プロセスなど対していた。

と，ある事象が起きた時に具体的に③ 発電所における原子炉安全に関する組織が弱くなって展開された業務の流れ，プロセスといた。

比較して行う。前の健全な状況にお④ 外 的 事 象 に 対 す る 確 率 論 的 リ ス ク 評 価ける業務の流れやプロセスと事象（PRA:Probabilistic Risk Assessment）の手法開発にが発生した状況での業務の流れや時間が掛かった。

プロセスの差を評価して，その差が⑤ テロ対策関連の情報を捉えることができなかった。

事故発生に及ぼした影響・効果を検⑥ 9・11 テロを見て，自ら対策を実施するに至らなかっ

討・分析する。この変更分析においた。

ては，単にプロセスばかりでなは⑦ 深層防護の観点での対策の発想がなかった。

く，事象発生に関わって関連する⑧ 海外の運転経験の調査を，的確に安全性の向上対策に「管理者の態度」，「職場の雰囲気」，

活かすことに消極的であった。

「チームワークの状態」，「権限と責⑨ 運転経験情報検討手順が教訓を拾い上げにくいプロセ

任」などが比較検討の対象となる

スになっていた。

が，事象によって異なるので，検討⑩ 規制当局の判断に依存し，自ら深く考察して問題を発範囲についてはチーム内でよく議見する姿勢が不足していた。
「津波対策の不足」に対する問題点 5 項目

論して決めることが必要である。

① 津波という不確かさが大きな自然災害に慎重に対処するという謙虚さが不足した。
② 法令や規格・基準を満たしていれば十分とし，規格・基準を超えて自ら慎重にリスクを検討する力が欠け
ていた。

265

参考１－５（１７／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項
③ 原子力の設計では保守的に判断することが一般的であるが，新しい知見・見解の取り入れに対しては消極的であった。
④ 防潮堤による津波防止対策は考えるが，原子力災害が発生した後の緩和策という柔軟な考えに至らず，実効性があり迅速に適用できる対策を採用できなかった。
⑤ 完璧に津波の影響を封じることができる対策でないと，立地地域及び規制当局のみなさまに納得してもらえないと思いこんだ。
「事故対応の失敗」に対する問題点 10 項目＜1 号機非常用復水器の機能停止＞① 発電所緊急時対策本部は，ドライウェル圧力が異常に高いことを確認した 3 月 11 日深夜までの間，非常用
復水器は作動していると考えていた。
② 発電所緊急時対策本部の幹部メンバーは 1 号機よりも2 号機の方が危機的状況にあると考えていた。
③ 発電所緊急時対策本部の幹部メンバーは，各号機の必
要な復旧活動の計画とその対応状況の把握に追われ，落ち着いて考える余裕がなかった。
④ 発電所緊急時対策本部長は，高圧注水が可能なほう酸
水注入系の電源復旧を最優先と考えた。
＜2 号機注水機能の喪失＞⑤ RCIC 能喪失から代替注水（消防車）開始まで時間がかかった。
⑥ 消防車による注水を開始したと考えていたが，燃料切れで停止していた。
＜3 号機注水機能の喪失＞⑦ HPCI 以外の高圧注水設備（ほう酸水注入系）が復旧できなかった。
⑧ HPCI を手動停止した。
⑨ 低圧注水（D/D FP 又は消防車）に移行するまでに時間がかかった。
⑩ 発電所緊急時対策本部の幹部メンバーは，各号機の必
要な復旧活動の計画とその対応状況の把握に追われ，落ち着いて考える余裕がなかった。
「当社の歴史的背景やその組織文化に影響を与えた出来事」の再評価から抽出した問題点 18 項目

266

参考１－５（１８／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項
① 自社において福島第一原子力発電所よりも優れた安全設計を持つ福島第二や柏崎刈羽原子力発電所の安全対策（例．非常用電源装置の物理的分離）を福島第一原子力発電所に反映するという安全性向上の取り組みを，「実現には多額の費用がかかる」との考えが
原子力部門の大勢を占め，実施しなかったと推定される。
② 柏崎刈羽原子力発電所 7 号機以降，建設プラントが途絶えた状況となり，技術力の低下が懸念されたが有効な対策が講じられなかった。
③ 事故トラブル対応においては，膨大なリソースを投じ「総点検」，「再発防止対策」，「水平展開」を実施した
ものの，事故トラブルの再発防止に重点が置かれており，深層防護の積み重ねのような安全性の向上につながらず，ただ業務の負担の増大となった。
④ 大型改良工事や事故トラブル対応においては，メーカーと相談し，自ら考え設計しようとする意欲が小さ
く，また上司もメーカーに確認したかと指示することがあり，メーカー依存が進んだ。
⑤ トラブル隠しや環境の変化に応じて組織を見直してきたが，組織改編によるメリットよりもデメリットの方が目立つ結果となった。特に，本店組織は所管する業務の拡大に伴って 6 部体制に拡大した結果，かえって組織横断的課題への取り組みの遅延，発電所側から見た本店カウンターパートが不明確等のデメリットが発生した。
⑥ 社外のレビューや監査等を通じて，自ら積極的に学び，改善していこうという姿勢が不十分だった。
⑦ LDE 受講生等の変革意欲の高い者を積極的に活用したり，組織の縦割りを打ち破り組織横断的な課題の改
善のスピードを加速するようなマネジメントが不十分であった。
⑧ 原子力部門の本店各部や各発電所がバラバラで，一定の方向性を示せず，改善活動を強力に推進できなかった。また，改善活動のスケジュールや成果等が目標ど
おりにいっていなくても，責任を取ることがなかった。

267

参考１－５（１９／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項
⑨ QMS の取り組みは，トラブル隠し等を契機として導入され信頼回復に重点が置かれていた。特に，個々の不適合処理を厳密に実施することで安全性向上を図ってきたものの，多くのリソースが当該業務に割かれ，今回の事故を防ぐ，又は緩和するような安全性の向上にはつながらなかった。
⑩ 規制当局と議論できる技術力が十分でなかったことから，規制当局との真剣な議論を避け，QMS の重さの問題（ルールやエビデンスの量が多いものの，その量に対して業務品質の向上度合いが低いこと）に気付きながら，有効な改善が実施されなかった。一方，マ
ニュアルどおりに業務を行なえば良いという風潮を生んだ可能性がある。
⑪ 透明性の確保という当初の目的が不適合管理システ
ムの定着によって実現された一方で，交流によって原
子力部門の改善につなげようという目的が曖昧，若し
くは十分に徹底されないまま交流人事が行われており，組織として対応（改善）することができなかった。
⑫ 透明性の確保という当初の目的が不適合管理システ
ムの定着によって実現されたため，部門交流人事を実施すること自体が目的化し，それによって安全を司る
機能の弱体化を招いた。
⑬ 保全業務プロセスの改善活動については，目標達成時
期及び途中のマイルストーンの設定がそもそも悠長
な上に，組織横断的なプロジェクト管理においては責任が不明確になりがちで，しかも目標達成のためのマ
ネジメントが十分でなかったため，計画の遅延を招くとともに，当初計画した成果が十分に得られていない。
⑭ 原子力部門の本店各部や各発電所がバラバラで，一定の方向性を示せないため，議論がまとまらず，それぞれの思いに対して指示されたため，少しずつでも改善を進めるというより，まずスタートするのに時間と労力を要し，改善活動を強力に推進できなかった。
⑮ 原子力部門が，公表基準に定められているトラブル情報以外の原子力災害リスク情報（起こっていないこと）を社外に出すことをしなかった。

268

参考１－５（２０／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項
⑯ 地域目線に基づき「会社としての方針策定やリスク認識を提言」するための仕組みも，権限が不明確である
こと，監視の仕組みの不足等から，十分に機能しなかった。
⑰ 事故対応中，発電所本部にいる発電所長，各班長が社
外プレス対応に時間を取られ，復旧活動を阻害する事象が起きた。
⑱ 各広報部の役割分担や広報担当者の役割分担（緊急時の動き方）が不明確であり，また広報関係の指揮命令系統の一元化が図られていなかった。

(4)必要に応じ，事象の発生ある(2)事実の整理に当たっては，関与しいは人的過誤を防ぐために，障た組織・個人などを匿名的に識別す壁が無かったのか，障壁が失わるとともに，必要な場合には，以下「理想的には，こうあるべきだった」といった観点「緊急時対応組織の役割分担が不明確」，「訓練の形骸化」，れていたのか，障壁が機能してについて整理すること

は，「理想的にはどのような障壁があり得たのか」「旧原子力経営層が継続的に安全性を高めていく活動をいなかったのかの分析が行われc)事象発生に至る過程における，事という観点と同じであり，この考え方で背後要因を重要な経営課題として明示していなかった」等，障壁の機ていること。

象の発生防止や進展防止となるバ

分析し，障壁の有無や機能不全についても問題点を能不全の考えられる問題点を組織要因の分析の過程で複リアの設定状況とその効果の結果抽出することとした。

数抽出した。

－【ｄ.分析の実施及び組織要因の検討】【ｄ.分析の実施及び組織要因の検討】（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

及び理由

当社が抱えるリスクを全社横断的に総括管理する「リスクバリア分析：バリア分析では，起こ管理委員会」において，原子力部門から提示された稼働率り得る問題からこれを回避するあの向上を評価軸の 1 つとしたリスクシナリオについて，深るいは守っている物理的なバリア掘りや別の視点からの再評価が十分実施されず，「設計基と管理的なバリアを明らかにして，準事象を超えるシビアアクシデントによる原子力事故の分析する。このようなバリアがそも発生」をリスクシナリオとして認知することができなかっそも存在したか，あるいは存在してたことも本来機能すべきだった障壁の機能不全と捉えていたとしても，何故機能しなかったいる。

か，何故破られたか，を評価・検討する。
物理的なバリアとして，工学的安全裕度，原子力緊急停止系，二重扉のロック，遮へい・断熱材，逃がし
安全弁，機器の冗長設計，制御棒ブロック機能等がある。管理上のバリ
アとして，安全規則，資格基準，作業要求・作業許可，就業規則・業務
慣行，運転・保守手順，法規則，教育訓練などがある。分析のステップ
としては，

269

参考１－５（２１／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項

(1) 問題のある状況に関連したすべてのバリアの抽出(2) 抽出したバリアのうち，問題を許容したバリアを特定(3) バリアが何故機能喪失したかを調査(4) バリアの機能喪失原因を特定(5) バリアが存在するとして，どこで問題発生を防止できたか特定(6) インタビューなど，他の調査結果と照合し，妥当性を検証(5)4.2.2 の②に該当する事象に

－

－

該当せず

－

－

－

－

－

(1)必要に応じ，当該事業者及び【ｄ.分析の実施及び組織要因の検討】【ｄ.分析の実施及び組織要因の検討】

国内外の類似の事象についての（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

ついては，必要に応じ，様々な視点から事象，データ，調査結
果等の横断的な分析が実施され，共通の要因が探求されていること。
4.4.2 分析に用いられる情報とその分析結果の客観性に関すること
組織要因の抽出に当たって用いられた情報及び抽出された組織要因の記載内容の客観性が確保されていることを以下の視点で確認する。

調査が実施され，その結果が，福島原子力事故の全容に類似し，組織要因の分析に

原因分析に活用するための類似事象の調査は実施してい必要に応じて，原因分析及び処資すると考えられる事例は存在しないことから，類ない。

置立案に活用されていること。

似事例の調査は行わないこととした。

対策の立案に関しては，国内外で成功を収めている事例を対策の検討においては，事象の種類や結果は異なる

ベンチマークし，対策に反映した。（例：緊急時対応組織

ものの，同種の問題点の解消を図り，成功した事例（ICS：米国ほか），社内独立監視機関の設立（米国，英国

をベンチマークし，対策に取り込むこととした。

ほか） 等）(2) 直接原因分析結果，データ収集及び調査の結果，及び事象の－－【ｄ.分析の実施及び組織要因の検討】【ｄ.分析の実施及び組織要因の検討】（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

時系列整理結果が，原因分析に可能な限りの調査が実施されていると判断したこ

おいて活用されていること。

とから，社内事故調査委員会の取りまとめた事象進270

組織要因の分析のインプット情報は，以下のとおり。
社内事故調査委員会の取りまとめた「事象進展の時系

参考１－５（２２／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項

展の時系列を事実として活用する。ただし，各種事列」，「直接原因及び抽出した問題点・課題」

故調査報告書における時系列と照合を行い，齟齬が各種事故調査報告書に記載された「事象の進展」，「当生じている場合には，当社の事故調査内容を再確認

社に向けられた提言・課題」

し，とるべきスタンスを決定することとした。

当社の歴史的背景やその組織文化に影響を与えた出社内事故調査委員会が整理した事象の進展と事前来事に関する追加インタビューや書類確認の結果の備え，事後の対応の局面で整理された問題点，直各種事故調査委員会報告書に記載された事象の進展（時系

接原因から，「炉心損傷の発生」に至った影響の大列）と社内事故調査報告書とを確認し，「1 号機の地震によきな問題点を抽出することとした。

る小 LOCA 発生の可能性（国会事故調査報告書）」を除き，

社内事故調査委員会の取りまとめた直接原因，抽出

矛盾がないことを確認した。

した問題点・課題については，各種事故調報告書で※なお，当社は，プラントの運転状態と地震応答解析の結の提言を十分網羅しているかを確認するとともに，果から，安全上重要な機能を有する主要な設備は，地震時組織的な要因に対する提言については，検討のイン及び地震直後において安全機能を保持できる状態にあり，プットとして活用する。

1 号機において，小 LOCA は発生していないものと考えて安全文化，組織風土の問題まで踏み込んで分析するいる。

ために，当社の歴史的背景やその組織文化に影響を与えた出来事に関する追加インタビューや書類確認の結果を活用する。
(3)原因分析の結果が第三者に分

－

－

－

－

①問題点が明確にされ，その記【ｄ.分析の実施及び組織要因の検討】【ｄ.分析の実施及び組織要因の検討】

述が具体的でかつ可能な限り定（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

かるように整理されていること。

量的であること。また問題点の「長期 SBO や最終ヒートシンク喪失への備えが不「長期 SBO や最終ヒートシンク喪失への備えが不十分」

内容の中で，関与した組織・個十分」「津波対策の不足」「事故対応の失敗」の背後に対する問題点 10 項目，「津波対策の不足」に対する問題

人が匿名的に識別されて，取ら要因の分析に当たっては，具体的な行動・意志決定点 5 項目，「事故対応の失敗」に対する問題点 10 項目を抽れた行動等の記述が具体的であ等を問題点として抽出することとした。

出した。

ること。但し識別に対し特別な当社の歴史的背景やその組織文化に影響を与えた「当社の歴史的背景やその組織文化に影響を与えた出来配慮が必要な場合を除く

出来事の再評価においては，「出来事に伴い，組織事」を再評価し，問題点 18 項目を抽出した。

がどのような状態となり，結果して何が生じたのか」といった観点で問題点を抽出することとした。
②問題点に対応した組織要因が明確にされ，その記述が具体的－－【ｄ.分析の実施及び組織要因の検討】【ｄ.分析の実施及び組織要因の検討】（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）「長期 SBO や最終ヒートシンク喪失への備えが不「長期 SBO や最終ヒートシンク喪失への備えが不十分」

十分」「津波対策の不足」「事故対応の失敗」の背後「津波対策の不足」「事故対応の失敗」のそれぞれに至っ

例：連関図や系統図などを用い要因分析によって抽出された問題点を総括する形

た組織的な要因を取りまとめた。

た問題点と組織要因の対応関係

で，各々の事象に対する組織的な要因を取りまとめ抽出された問題点全体を俯瞰することで，「安全意識の不が具体的であること。

ることとした。

足」「技術力の不足」「対話力の不足」との共通的な要因をであること。

271

参考１－５（２３／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

例：記述が具体的であること。

考え方

実施事項

もう一段深い分析として，背後要因分析から抽出さ得た。

れた問題点，組織的な要因と当社の歴史的背景やそ原子力部門のもつ構造的な組織要因・問題の相関についての組織文化に影響を与えた出来事の再評価から抽は，「安全は既に確立されたものと思いこみ，稼働率等を出された問題点の因果関係を整理し，当社が幾度も重要な経営課題と認識した結果，事故への備えが不足しその機会を逸し，事故に対する十分な備えをできなた」という構図が浮かび上がり，「事故の備えが不足した

かった組織的な要因を根本原因として取りまとめ

負の連鎖」として整理した。

ることとした。

さらに全社的なリスク管理の状況の分析から，以下に示す問題が存在したため，福島原子力事故の発生が予見されなかったと総括した。
・当社経営層は，原子力の特別なリスクを認知し，対処するための知識，経験を有していなかった。
・その結果，当社が抱えるリスクを全社横断的に総括管理する「リスク管理委員会」において，原子力部門から提示された稼働率の向上を評価軸の 1 つとしたリスクシナリオ
について，深掘りや別の視点からの再評価が十分実施されず，「設計基準事象を超えるシビアアクシデントによる原子力事故の発生」をリスクシナリオとして認知することができなかった。
・上記のような意思決定の場に，経営層や原子力部門から独立し，第三者の専門的知見等を活用できる監視・監督機
能が存在しなかった。

４．５ 是正処置及び予防処置に

7.対策の検討・提言

事象の再発を防止する【ｅ.対策の検討】【ｅ.対策の検討】

関すること

7.1 対策の検討ために，背後要因の連（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

事業者は，原因分析の結果を(1)分析チームは，得られた組織要因

鎖を断ち切るための対

福島原子力事故を防ぐことができなかった組織要

負の連鎖を複数箇所で同時に切断するとの考え方で，以下踏まえて是正処置及び予防処置を取り除くために必要な対策を検策を挙げること

因は，「事故の備えが不足した負の連鎖」が強固にの 6 つの対策を策定した。

の実施計画を策定し，当該実施討すること。

背後要因図を見なが組織内に定着していたものであると結論付け，対策 1：経営層からの改革計画に従って是正処置及び予防

ら，問題点にいたる因SAFER の基本的な考え方に則り，「連鎖を断ち切

対策 2：経営層への監視・支援強化

処置を実施する。さらに，当該

果関係のルートを断ちる」との考え方で対策を立案した。

対策 3：深層防護提案力の強化実施計画で定めた評価方法，時切るように，対策を考対策 4：リスクコミュニケーション活動の充実期に従って是正処置及び予防処

えてゆく

対策 5：発電所及び本店の緊急時組織の改編
対策 6：平常時の発電所組織の見直しと直営技術力強化

置の有効性のフォローアップを実施する。事業者が策定した是正処置及び予防処置が妥当であること，及び事業者が実施した是正処置及び予防処置が有効であることを以下の視点で確認する。

272

参考１－５（２４／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項

但し，是正処置及び予防処置の実施計画の策定以降の活動は分析チーム以外の部門で実施するとしている事業者もあるた
め，その場合は，是正処置及び予防処置の実施計画部門，計画完了予定，処置完了予定，処置
実施部門，フォローアップ部門とその実施時期を把握し，それぞれの活動に対応した視点を用いて確認を行う必要がある。
事象の再発を効果的に【ｅ.対策の検討】【ｅ.対策の検討】防止するために，実行（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

すべき対策の評価・決

今回の対策立案については，全て組織要因への対策

過去の様々なトラブルに「現場のマネジメント主体の改定を行うことであるため，SAFER の手法を用いた一般的なエラ

善」で取り組んできてしまったことに対する反省を踏ま① 対策案の効果点をー防止策の検討・評価のプロセスを適用していな

え，経営層自身の改革である「経営層からの改革」を，負い。

の連鎖を断ち切る最優先事項とした。

② 対策後の残留リス

福島原子力事故を防ぐことができなかった組織要

同時に，「経営層への監視・支援強化」「深層防護提案力のクや副作用を記載

因は，「事故の備えが不足した負の連鎖」が強固に強化」「リスクコミュニケーション活動の充実」「発電所及する組織内に定着していたものであると結論付け，「連び本店の緊急時組織の改編」「平常時の発電所組織の見直

鎖を断ち切る」との考え方で対策を立案した。

しと直営技術力の強化」が必要と考え，各々についてアク（費用，期間，難易

負の連鎖が強固に定着した状況を解消するためにションプランを策定した。

度等）を記載するは，複数箇所で同時に切断することが必要と考えた

確認する③ 対策前の検討事項④ 実施すべき対策をことから，全ての対策を実施することとした。

決定する。
⑤ 背後要因図上で，選んだ対策により問題発生に至る連鎖がすべて切断されていることを，最終的に確認する。
(1) 組織要因に対応した是正処(2)検討した対策について，以下の評【ｅ.対策の検討】【ｅ.対策の検討】

置及び予防処置が明確に策定さ価を実施すること（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

れていること。なお，処置を講a)得られた組織要因を防止するた

福島原子力事故を防ぐことができなかった組織要

過去の様々なトラブルに「現場のマネジメント主体の改じない場合には，その根拠が明めの具体的な対策となっているか

因は，「事故の備えが不足した負の連鎖」が強固に善」で取り組んできてしまったことに対する反省を踏ま確にされていること。

b)品質マネジメントシステムを改

組織内に定着していたものであると結論付け，「連え，経営層自身の改革である「経営層からの改革」を，負善するために必要な対策となって鎖を断ち切る」との考え方で対策を立案した。

の連鎖を断ち切る最優先事項とした。

273

参考１－５（２５／２７）
要件１（ガイド）
例：系統図や表などを用いて，

要件２（JEAG）
いるか

組織要因と是正処置及び予防処置との対応関係の記述が明確に※マネジメントシステムのどこをなっていること。

改善する必要があるか，というマネ要件３（SAFER）

考え方
負の連鎖が強固に定着した状況を解消するために

同時に，「経営層への監視・支援強化」「深層防護提案力のは，複数箇所で同時に切断することが必要と考えた強化」「リスクコミュニケーション活動の充実」「発電所及ことから，全ての対策を実施することとした。

び本店の緊急時組織の改編」「平常時の発電所組織の見直
しと直営技術力の強化」が必要と考え，各々についてアク

例：記述が，「変更管理の徹底」、 ジメントシステムに関連した対策「安全意識の醸成」のような抽実施事項

ションプランを策定した。

が出ているのかどうか

象的なものではなく具体的なものであること。
(2) 必要に応じ，過去の是正処置(2)事実の整理に当たっては，関与し【ｅ.対策の検討】【ｅ.対策の検討】及び予防処置の不適切さについた組織・個人などを匿名的に識別す（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）て検討されていること。

るとともに，必要な場合には，以下

組織要因の分析は，単なる個別の業務プロセスに関「当社の歴史的背景やその組織文化に影響を与えた出来について整理することするマネジメントの問題に止まらず，安全文化，組事」を再評価し，問題点 18 項目を抽出した。

例：不適合が未処置のまま放置e)過去の是正処置及び予防処置の不織風土の問題まで踏み込んで分析する必要がある

全社的なリスク管理の状況の分析から，以下に示す問題がされていた、同じ原因や類似原

適切さと考えたことから，当社の歴史的な背景やその組織存在したため，福島原子力事故の発生が予見されなかった因に起因する不適合が再発して文化に影響を与えた出来事に関する再評価を実施と総括した。

いる

し，問題となった組織要因を抽出した。

・当社経営層は，原子力の特別なリスクを認知し，対処するための知識，経験を有していなかった。
・その結果，当社が抱えるリスクを全社横断的に総括管理する「リスク管理委員会」において，原子力部門から提示された稼働率の向上を評価軸の 1 つとしたリスクシナリオ
について，深掘りや別の視点からの再評価が十分実施されず，「設計基準事象を超えるシビアアクシデントによる原子力事故の発生」をリスクシナリオとして認知することができなかった。
・上記のような意思決定の場に，経営層や原子力部門から独立し，第三者の専門的知見等を活用できる監視・監督機
能が存在しなかった。

(3) 是正処置及び予防処置の効c)対策が実行可能で，類似の直接要【ｅ.対策の検討】【ｅ.対策の検討】

果の評価が行われ，類似の直接因のうちどの範囲までが防止でき（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

要因のうちどの範囲までが防止

るか

負の連鎖が強固に定着した状況を解消するために負の連鎖の解消には，全ての対策の実施が必要と考えていできるのか明確になっているこ

は，複数箇所で同時に切断することが必要と考えたることから，個々の対策の効果ではなく，負の連鎖の解消と。

ことから，全ての対策を実施することで，改善が可によって、「長期 SBO や最終ヒートシンク喪失への備えが能になると考えた。

不十分」「津波対策の不足」「事故対応の失敗」等に類似する直接要因が防止できると考えている。

(4) 是正処置及び予防処置が及8.1

ぼすと考えられる副作用につい(2)決定に当たっては，以下についてての評価が行われていること留意すること是正処置及び予防処置の決定【ｅ.対策の検討】【ｅ.対策の検討】（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

改革プランの各対策の実施に当たっては，各対策の274

各対策の実施主体となる組織，責任者と TF 事務局メンバ

参考１－５（２６／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項

b)対策が及ぼす可能性がある副作実施主体となる組織，責任者と TF 事務局メンバー

ーの話し合いにおいて，対策の実施による影響等を抽出し用についての検討が話し合いを重ね，具体的なアクションプランの実た上で，各対策を進めるための具体的な実施方針を各々に施方針を策定することとした。この話し合いの中ついて策定した。

で，対策の実施による影響についても考えることとした。
(5) 是正処置及び予防処置の具

8.是正処置及び予防処置の決定・実

具体的な計画を立て，【ｅ.対策の検討】【ｅ.対策の検討】

体的な実施計画（体制，スケジ施対策を実施すること（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

ュール，リソース，フォローの

8.1

是正処置及び予防処置の決定

決定した対策を実現可

当社執行役会は，改革プランの各対策を承認し，対「福島原子力事故の総括および原子力安全改革プラン」に仕方，有効性の評価方法，優先(1)組織は，分析チームの活動報告書

能な計画に具体化する策を実施することを取り決めた。

ついて原子力リーダー層から，現場第一線まで各階層で重順位等）が明確になっており，を踏まえ，処置すべき対策及び対策（アクションプランの改革プランの取組み開始に当たっては，まず初め層的に議論することで理解と浸透を進める活動を実施し関係職員に納得して受容され，実施責任者を決定すること

作成；いつまでに，誰に，「福島原子力事故の総括および原子力安全改革

た。

かつ実行可能であること。

(2)決定に当たっては，以下についてが，どの程度，どのよプラン」に対する理解と浸透が重要であると考え，経営層自らの改革以外の対策は，各組織の業務計画に取り留意することうに

理解浸透活動を行うこととした。

込んで展開している。

a)不採用とした対策が問題となる

有効性の評価については，各組織が自らの業務計画

TF 事務局は，四半期単位で，組織全体における改革プラ

可能性の評価の進捗管理を行うことに加えて，TF 事務局が，客ン各対策の進捗状況を確認，成果を評価し，四半期報告とd)対策の有効性評価のための指標

観的な立場から，四半期ごとに，組織全体におけるして取りまとめ，執行役会が確認している。また，改革監

改革プラン各対策の進捗状況を確認，成果を評価

視委員会に報告するとともに，公表している。

し，執行役会に報告させることとした。

各年度末の四半期報においては，各対策の進捗及び有効性

8.2 実施計画の策定(1)組織は実施計画を策定することを評価し，改革プランの見直し・改善の要否を検討，見直(2)実施計画の策定に当たっては，必し案を取りまとめ，執行役会がその実行を判断している。

要に応じて以下に留意すること

改革プランに対する納得やプラン実行における影響につa)組織の要員が納得して取組むた

いては，アンケートや対話を繰り返し，対策の見直し・改めの具体的な実施計画の立案

善に繋げている。

b)実施に当たっての優先順位に応じた段階的な対策の実施
c)他の事業者，国内外の活動情報に基づく，ベンチマーク(6) 是正処置及び予防処置の水

8.1

平展開の必要性及び適用範囲が(2)決定に当たっては，以下について検討されていること。

留意すること当社取締役会は，経営層自らと当社原子力部門全体

6 つの対策ごとに策定したアクションプランは，経営層自c)対策の水平展開の必要性と適用範で改革プランの各対策に取り組むこととした。ただらの改革以外の対策は，各組織の業務計画に取り込んで展

囲し，具体的な実施計画の策定においては，各所の置開している。

是正処置及び予防処置の決定【ｅ.対策の検討】【ｅ.対策の検討】（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）

かれている状況の違いを考慮し，優先順位，目標値を定めることとした。
9 有効性のフォローアップ

実施した対策の効果を【有効性のフォローアップ】【有効性のフォローアップ】(1)組織は，評価方法，時期を定め，検証すること（原子力改革特別タスクフォース）（原子力改革特別タスクフォース）対策の有効性を評価し，必要に応じ実施前と実施後を比較

当社執行役会は，改革プランの有効性の評価につい275

TF 事務局は，四半期単位で，組織全体における改革プラ参考１－５（２７／２７）
要件１（ガイド）

要件２（JEAG）

要件３（SAFER）

考え方

実施事項

て改善すること評価する（対策の実施ては，各組織が自らの業務計画の進捗管理を行うこン各対策の進捗状況を確認，成果を評価し，四半期報告と(2)評価には，以下の視点を含めるこ率，再発件数）とに加えて，TF 事務局が，客観的な立場から，四して取りまとめ，執行役会が確認している。また，改革監と入力（投資，労力）／

半期ごとに，組織全体における改革プラン各対策の視委員会に報告するとともに，公表している。

a)再発の傾向の有無

出力（エラー低減，作進捗状況を確認，成果を評価し，執行役会に報告さ各年度末の四半期報においては，各対策の進捗及び有効性b)改善の有効性

業の効率向上）をみせることとした。

を評価し，改革プランの見直し・改善の要否を検討，見直副作用（新たなエラー

し案を取りまとめ，執行役会がその実行を判断している。

誘発可能性，繁雑さの増加，思わぬ良い効果）
はないか

276

参考１－６（１／７２）

福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえた課題と対応●「長期 SBO や最終ヒートシンク喪失への備えが不十分」に対する問題点と対応
問題点
具体的な事象対応
旧原子力経営層は，過酷事故の発生を経営リスクと捉えず，継続的に安全性を高めていく
活動を重要な経営課題として明示していなかった。（過酷事故-1）

主に「稼働率につなげる」事項が重要な経営課題となっていて，他の事項についてはメッ
セージが不足していた。（過酷事故-1-1）
部内や社内の予算計上に関する議論では，リスク管理表に基づいて優先順位付けされていた。（過酷事故-1-2）
原子力というリスクが大きい事業を運営しているにも関わらず，経営層は短期間でうてる対策をとる発想がなかった。（過酷事故-13）

当社は，「福島原子力事故を決して忘れることなく，昨日よりも今日，
今日よりも明日の安全レベルを高め，比類無き安全を創造し続ける原子力事業者になる」ことを決意した。
この決意のもと，社長は，「事故を徹底的に検証し世界最高水準の安全とそれを支える品質を目指す」ことを品質方針に定めた。
原子力安全監視室を執行役社長直轄組織として設置することで，現場第一線に近い位置から監視・助言を行い，直接的に原子力安全に関わる意
思決定に関与する。＜(1)-1＞
経営層及び原子力リーダーは，高い安全意識を持たなければならず，以下の研修を計画的に実施する。＜(1)-2＞①福島第一原子力発電所事故の原因と対策②原子力の安全設計の基本原則，安全文化③他社事例に学ぶ
経営層に対し原子力安全意識の向上のための様々な取り組みを実施する。
原子力リーダー・幹部クラスによるグループ討議を実施＜(1)-3＞
1 ないし 2 つのテーマを社長以下の少人数の経営層により集中的に議論する「安全ステアリング会議」を設置
原子力リーダーの期待事項を業務計画に反映し，業務の改善・改革プランの推進に取り組む。＜(1)-4＞
統制の全体スキームを「原子力部門マネジメント指針」として明文化
世界最高水準の原子力事業者を目指す拠り所として，「健全な原子力安全文化の特性（INPO 12-012,April 2013）」及び「パフォーマ
ンス目標と基準（WANO 2013-1 March 2013）」を採用

277

経営層①

参考１－６（２／７２）

自ら課題を設定し，解決する安全意識，技術力が不足していた。
（過酷事故-1-4）

原子力リーダーは，ビデオメッセージ，イントラネットメッセー
ジ，メール，会議の場，朝礼時の講話等の手段によって，期待事項を伝達するためのメッセージを発信
原子力マネジメントの改革を進めるため，海外エキスパート 11 名を招へいし，主要 9 分野の専任スタッフからなるマネジメントモデ
ル・プロジェクトを発足。世界の優良事例のベンチマークから，「原子力部門マネジメント指針」の進化を目指す。
原子力安全改革が目指す安全意識，技術力，対話力の向上度合いを測定するための重要評価指標を設定
現場第一線との直接対話活動を継続し，原子力安全改革プランのね
らいや日常業務との関連性等について繰り返し説明
原子力安全改革の相互関係を取りまとめた小冊子を作成し，各職場に展開
原子力安全改革プランの実現をはじめ，各々のミッション達成等について，原子力・立地本部長及び福島第一廃炉推進カンパニープレ
ジデントによる表彰を実施（過酷事故-1-1）に同じ
迅速に安全性を向上させる対策を提案するための技術力を育成する仕組みを構築する。＜(2)-1＞
マスターガイドラインの整備「安全向上提案力強化コンペ」を実施
コンペ以外にも日常的にエンジニアリング力を強化
海外や他産業を含む国内外の運転経験情報の収集及び対策検討の迅速化を図り，原子力部門全員がこれを活用するよう取り組む。＜(2)-2＞
とりわけ重要な OE 情報をまとめて確認できるようにイントラネットに掲示
ヒヤリハット事例の収集
重大な OE 情報に対する集中的な学習会を開始
当社の不適合，保安検査の指摘，第三者レビューの指摘等に対する改善活動にとどまらず，その背後要因まで踏み込み原子力安全を自ら積極的
かつ継続的に向上するためにセーフティーレビューを実施する。

278

経営層①
深層防護①

深層防護②

深層防護④

参考１－６（３／７２）

アクシデントマネジメ
ント策を規制要件とすることに対し，当社を含む電気事業連合会
は，国に対し強く反対していた。（過酷事故-2）
発電所における原子力安全に関する組織が弱設計基準を超える外的事象に対して，設計基
準を延長するという発想しか持ち得ず，3 層
目や 4 層目対策の発想がなかった。（過酷事
故-1-5）
アクシデントマネジメ
ント策が強制的規制要件になっていなかった（過酷事故-2-1）

保全部各 G 単独では原
子力安全に関する改造工事をやりきるのは難部門横断的な課題解決を進めるため，以下の方針を立案した。
・原則プロジェクトリーダーを専任にする
・責任と権限，目標や期待事項，期限を明示し共有する・進捗を定期に報告するだけでなく共有し課題がある場合は組織長が組織的に対応する「保全業務プロセスの改善（Maximo の導入）」を取り上げ，上記の改善方針を適用し，その状況をモニタリングして，プロジェクトマネジメン
トの改善度合いを確認した。
保全業務プロセスの改善は，柏崎刈羽原子力発電所を対象に検討を進め，重要な仕様等の決定や進捗状況は，プロジェクトステアリング会議（主査：原子力運営管理部長）で審議し，改善方針に従いプロジェクトの節目ごとに意思決定を行いつつ，確実にプロジェクトを前進させ，平成 28 年 10 月から業務プロセスを変更し，システムを稼働している。
また，原子力リーダーから保全業務に携わる社内関係者に対して，保全業務プロセスの改善への期待事項を伝える等の意識付けを行った。
（過酷事故-1-4）に同じ

深層防護⑤（過酷事故-1-1）に同じ経営層①

組織を横断して重層的に安全に関する議論を継続する仕組みを構築す
る。

平常時組織
と直営技術
力強化－①

279

深層防護①

参考１－６（４／７２）

くなっていた。（過酷事故-3）

外的事象に対する確率論的リスク評価（PRA:Probabilistic
Risk Assessment）の手法開発に時間が掛かり，安全性向上に資す
る対策では，内的事象に対する PRA 結果のみが考慮されていた。
（過酷事故-4）
テロ対策関連の情報を捉えることができなかった。（過酷事故-5）

しい場合があった。
（過酷事故-3-1）
02 年トラブル隠し後の組織改編でサイト技術
G の機能の一部を安全
管理 G，運転評価 G に移管した際，このような大型案件を扱う機能が消失した。（過酷事
故-3-2）
当初の確率論的リスク評価（PRA）で外的要
因事象はリスクが高い結果が出たが，手法の完成度が低く，にわかにその数値を信用するには至らなかった。
（過酷事故-4-1）

可搬電源や動力源がない状況下での減圧／冷却機能を有する設備を設置するようなテロ対策を実施していなかった。（01.9.11 米国で発生）(過酷事故-5-1)

発電所における原子力安全に関する俯瞰機能の強化等を図るために，原子力安全センターを設置
原子力・立地本部内の安全・品質に関する計画立案，調査・分析，
経営資源配分を一体的に行い，安全・品質向上の取り組みを推進するために，原子力安全・統括部を設置
カウンターパートの明確化
重要分野について，改革の責任を担う CFAM/SFAM を設置。その支援のために招へいした海外の専門家チームによる活動支援を導入（過酷事故-1-4）に同じ

深層防護①

世界最高水準とのギャップを埋めるように業務計画を策定し，業務を改善していく。＜(1)-5＞
世界最高水準の原子力事業者を目指す拠り所として，「健全な原子力安全文化の特性（INPO 12-012,April 2013）」及び「パフォーマ
ンス目標と基準（WANO 2013-1 March 2013）」を採用
重要分野について，CFAM/SFAM 支援として招へいした海外の専門家チームによる活動支援を導入
IAEA-OSART，WANO/JANSI ピアレビュー等第三者レビューを積極的に活用し，原子力安全文化の定着度合いや世界最高水準を目指す組織
運営・マネジメントについて評価
国内外の原子力事業者や他産業における活動状況のベンチマークを
実施

経営層②

280

参考１－６（５／７２）

9・11 テロを見て，自ら対策を実施するに至らず，テロ対策関連の情報を捉えることができなかった。（過酷事
故-6）
深層防護の観点での対策の発想がなかった。
（過酷事故-7）

海外の運転経験の調査を，的確に安全性の向上対策に活かすことに消極的であった。（過酷事故-8）

可搬電源や動力源がない状況下での減圧／冷却機能を有する設備を設置するようなテロ対策を実施していなかった。（01.9.11 米国で発生）(過酷事故-6-1)
航空機落下等の検討を行い，燃料プールは健全との結果が出た後，検討が進まなかった。
(過酷事故-7-1)
過剰な対策によるコスト増を心配し，水平展開を不要とする意識が働いた。
-ネガティブ情報に近い OE 情報からの対策（投資）に対して消極的であった。
-担当者に上記意識が働き，ネガティブ度合いを削いで情報をあげてしまう傾向。
(過酷事故-8-1)
設計基準を超えていることを認めると，設置許可の取り消しや長期運転停止につながるという怖さがあった。
(過酷事故-8-2)（過酷事故-1-4）に同じ

深層防護②（過酷事故-1-4）に同じ

深層防護①（過酷事故-1-4）に同じ

深層防護②

法令遵守だけでなく社会の尺度に適合する対応ができるよう，原子力部
門における社員間，組織間の協力・支援を行う SC 室を設置する。
経営層や原子力部門に対してリスクの公表や対策等に関する説明方
針の提言を実施
高い技術面の知見を有し，一定の教育訓練を受けたリスクコミュニケー
ターを専門職として配置する。＜(5)-1＞

リスクコミ
ュニケーシ
ョン能力①

281

参考１－６（６／７２）

運転経験情報検討手順
が教訓を拾い上げにくいプロセスになっていた。（過酷事故-9）

規制当局の判断に依存し，自ら深く考察して問題を発見する姿勢が不足していた。(過酷事故-10)

些末情報をそのまま切ってしまい，教訓を拾い上げていない。(過酷事故-9-1)
内的事象には敏感になり厚い対策を施したが，外的事象に対しては深い検討ができていない。（経験したものには敏感になり厚い対策を施すが，未経験な事象に対しては発生原因に着目し影響・対策に着目していない。）(過酷事故-9-2)
原因（起因事象）のみに着目し，結果（影響，対策）に着目しなかった。

自治体，関係団体や地域住民のみなさまに対し，説明会等を通じて積極的なコミュニケーションを実施
原子力リーダーを対象に原子力リスクに係る対話力の向上を目的とした研修を実施
地域のみなさまとのコミュニケーションを担う担当者等を対象に勉強会を実施
原子力発電所への転入者等を対象に，リスクコミュニケーションに関する意識啓発研修を実施（過酷事故-1-4）に同じ（過酷事故-5-1）に同じ
原子力人財育成センターの設置＜(4)-6＞
社外研修プログラムや講師を活用して，教育訓練プログラムや教材の整備，インストラクターの技能向上に取り組む。
体系的なリーダーシップ育成研修の実施，個人の有する能力の管理と育成計画の策定を行う。
業務に密着した実践的な育成の対象を保全分野から拡大し，放射線管理，燃料，安全の技術系各分野での技術力向上を開始する。

282

深層防護②

経営層②
平常時組織
と直営技術
力強化－③

参考１－６（７／７２）

机上や現場での研修による知識，技能の付与にとどまらず，不安全箇所を潜ませた現場や不適切な作業報告書等を故意に作成し，これらの中から速やかに不安全・不適切箇所を指摘し，適切に是正できるかどうかを確認する実践的な演習を実施する。＜(4)-5＞283

参考１－６（８／７２）●「津波対策の不足」に対する問題点と対応
問題点
具体的な事象不確かさが大きな自然
災害に慎重に対処するという謙虚さが不足した。（津波-1）

津波評価技術での既往
最大津波の調査期間は400 年であったが，今考えると，可能性が低いと判断するに十分な期間とは言えなかった。(津波-1-1)
自然災害のように想定どおりにいかないリス
クを有するものに，異なるアプローチ（例．
深層防護の４層から検討，世界最高水準の安全を追求）を，経営層及び組織としてとれなかった。（津波-1-2）
重要リスク管理表を作成していたが，津波によるリスクは，バックフィットの範囲が不明
確という点で，炉心損傷リスクについてはふ
れていなかった。（津波-1-3）
そもそも，津波によってプラントが炉心損傷に至るという考えはなかった。（津波-1-4）

対応
発生頻度の不確かさが大きく，クリフエッジ性が高い事故・ハザードに備える考え方，仕組みを整備し，事故の発生を前提とした対策の立案，実施を行う。＜(2)-3＞

284

深層防護③

参考１－６（９／７２）

法令や規格・基準を満たしていれば十分とし，規格・基準を超えて自ら慎重にリスクを検討する力が欠けていた。（津波-2）

原子力の設計では保守的に判断することが一般的であるが，新しい知見・見解の取り入れに対しては消極的であった。（津波-3）

自然災害のように想定どおりにいかないリス
クを有するものに，異なるアプローチ（例．
深層防護の４層から検討，世界最高水準の安全を追求）を，経営層及び組織としてとれなかった。（津波-2-1）
自然災害のように，発生の不確かさが大きいものに対して，経営層として高影響をもとにした判断ができなかった（津波-2-2）
不確定性の大きな自然
現象を確率論で十分小
さいとするのは，本質的に無理があるとの認識に至らなかった。
(津波-2-3)
学会の中でも想定以上の津波発生に関して複数の意見があったが，まとまった見解にならなかったことから，判断の一因にならなかった。(津波-3-1)
これまで原子力発電所の津波評価は，土木学会の手法で評価してきた。(津波-3-2)

世界最高水準とのギャップを埋めるように業務計画を策定し，業務を改善していく。＜(1)-5＞
世界最高水準の原子力事業者を目指す拠り所として，「健全な原子力安全文化の特性（INPO 12-012,April 2013）」及び「パフォーマ
ンス目標と基準（WANO 2013-1 March 2013）」を採用
重要分野について，CFAM/SFAM 支援として招へいした海外の専門家チームによる活動支援を導入
IAEA-OSART，WANO/JANSI ピアレビュー等第三者レビューを積極的に活用し，原子力安全文化の定着度合いや世界最高水準を目指す組織
運営・マネジメントについて評価
国内外の原子力事業者や他産業における活動状況のベンチマークを
実施

経営層②

（津波-2）に同じ

経営層②

285

参考１－６（１０／７２）

発生防止対策に注力
し，事象緩和策という柔軟な発想まで至らず，実効性があり迅速に適用できる対策を採用できなかった。（津波-4）

自然災害のように想定どおりにいかないリス
クを有するものに，異なるアプローチ（例．
深層防護の４層から検討，世界最高水準の安全を追求）を，経営層及び組織としてとれなかった。（津波-4-1）
防潮堤の設置には，大規模な投資（数百億円）と工期（４年）を要するという提案を受けたが，経営として，津波の蓋然性が不明なまま，大規模な投資はできなかった。(津波4-2)
土木と設備担当者で津波高さの設計条件について，お互いの責任分担に特化してしまい，
相互に情報交換し，進めることができなかった。(津波—4-3)
設備担当者は，対策工事の設計条件となるインプット（津波高さ）が明確でないと対策立
案はできなかった。
(津波-4-4) そもそも，津波によってプラ迅速に安全性を向上させる対策を提案するための技術力を育成する仕組みを構築する。＜(2)-1＞
マスターガイドラインの整備「安全向上提案力強化コンペ」を実施
コンペ以外にも日常的にエンジニアリング力を強化（津波-1）に同じ

286

深層防護①

深層防護③

参考１－６（１１／７２）

完璧な対策でなけれ
ば，立地地域及び規制当局のみなさまに納得してもらえないと思い込んだ。（津波-5）

ントが炉心損傷に至るという考えはなかった。(津波-4-5)
安全担当者も参加していたが，頻度を念頭においた安全確保体系であったため，発生頻度が十分低い事象に対しては，対策の必要性はないと考えていた。
(津波-4-6)
設備の対策工事の実施に当たっては，設計条件となるインプット（津波高さ）が明確でないと対策立案はできなかった。(津波-5-1)

法令遵守だけでなく社会の尺度に適合する対応ができるよう，原子力部
門における社員間，組織間の協力・支援を行う SC 室を設置する。
経営層や原子力部門に対してリスクの公表や対策等に関する説明方
針の提言を実施
高い技術面の知見を有し，一定の教育訓練を受けたリスクコミュニケー
ターを専門職として配置する。＜(5)-1＞
規制当局との対話力の向上
自治体，関係団体や地域住民のみなさまに対し，説明会等を通じて積極的なコミュニケーションを実施
原子力リーダーを対象に原子力リスクに係る対話力の向上を目的とした研修を実施
地域のみなさまとのコミュニケーションを担う担当者等を対象に勉強会を実施
原子力発電所への転入者等を対象に，リスクコミュニケーションに関する意識啓発研修を実施

287

リスクコミ
ュニケーシ
ョン能力①

参考１－６（１２／７２）●「事故対応の失敗」に対する問題点と対応
問題点
具体的な事象発電所緊急時対策本部
は，ドライウェル圧力が異常に高いことを確認した 3 月 11 日深夜までの間，非常用復水器は作動していると考えていた。《1 号機》（事故対応-1）

津波到達前，発電所緊
急時対策本部に非常用復水器が作動しているとの情報が入っていた。（事故対応-1-1）
津波到達後，発電所緊
急時対策本部に非常用復水器が停止したとの情報は入らなかった。
（事故対応-1-2）
津波到達後，発電所緊
急時対策本部に非常用復水器が作動していることを推測させる情報が断続的に入っていた。（事故対応-1-3）
非常用復水器が作動していないことを示す情報も入っていたが，発電所緊急時対策本部で十分に共有されなかった。（事故対応-1-4）
矛盾する情報が錯綜する中で，発電所緊急時対策本部の幹部メンバ
ーの多くは，「非常用復水器は動力電源が不要のため，電源が失われた状況でも作動し続対応
全電源喪失時の手順を整備し，重大事故等にも対応できる手順を整備す
る。

防災組織①

号機班を設け号炉単位に連絡体制を密にする。＜(3)-3＞
中央制御室の機能を確保するために，LED ヘッドライト及びランタン等の照明を確保することにより，実効的に活動できるように整備を行う。＜(3)-7＞
発電所内における中央制御室や現場間での通信連絡設備として，送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備，携帯型音声呼出電話設備，
無線連絡設備，衛星電話設備等を確保する。
安全対策工事における系統設計，配管配置設計，耐震評価，機器仕様データシートの作成ができる技術者から構成される，設計エンジニアリン
グ組織を設置する。
設計要件，実際の機器，設備構成情報（図書）の整合を維持管理する体系的プロセスを構築する。＜(4)-1＞
設計エンジニアリングの検討結果をもとにプラントメーカーに依存しない機器調達，現地施工力確保を行う，サプライチェーンエンジニアリン
グ組織を設置する。＜(4)-2＞
技術力全般の底上げのため，プラント冷却系統等重要な施設全体に精通するエンジニアや耐震技術，安全評価技術等専門分野の技術者を育成する。＜(4)-3＞
安全上の重要な設備に関する設計，許認可，運転，保守等に精通しているエンジニアを育成し，システムエンジニアとして配置
システムエンジニアは，柏崎刈羽原子力発電所で新たに設置工事中の安全対策設備に関する保全基準についても評価を実施
安全性を向上させるための個別技術の強化・自営化を目指すために，専門分野の技術者が有するべき要件を選定
運転員も設備診断ができるようにする等，直営技術力の力量向上に努めている。＜(4)-4＞

防災組織⑤
防災組織⑧

288

平常時組織
と直営技術
力強化－②

参考１－６（１３／７２）

けているのではないか」と推測していた。
（事故対応-1-5）

発電所緊急時対策本部の幹部メンバーは 1 号機よりも 2 号機の方が危機的状況にあると考えていた。《1 号機》（事故対応-2）

発電所緊急時対策本部の幹部メンバーは，各号機の必要な復旧活動の計画とその対応状況の把握に追われ，落ち着いて考える余裕がなかった。《1 号機》（事故対応-3）《3 号機》（事故対応-10）2 号機 RCIC の作動状況
及び原子炉水位が把握できなかった（津波到達時に直流電源が失われており，原子炉隔離時冷却系がひとたび停止したら再度起動できない状況であることが明らかであった）。
（事故対応-2-1）
1～6 号機が同時並行で事故が進展していた。
（事故対応-3/10-1）
発電所長を筆頭に，本来であればプラント復旧に注力すべき要員
が，通報対応や本店を含む外部からの問い合
わせの処理に忙殺さ
れ，集中できない状況にあった。（事故対応-3/10-2）

運転員直営による赤外線サーモグラフィ診断等，データ採取を実施
空調ダクトの修理訓練や技能訓練設備を用いた竪型ポンプ用電動機の取替作業，弁の分解点検の直営作業訓練を実施
運転員による電源車の起動訓練や消防車の接続訓練を継続し，目標要員を超える力量認定者を養成
運転員の増員
電源機能が喪失した場合でも，重要なパラメータについては確認できる
よう可搬型の計測器を使用したパラメータの確認手順を整備する。

（事故対応-1）に同じ指示命令が混乱しないよう，現場指揮官を頂点に，直属の部下は最大７名以下に収まる構造を大原則とし，原子力防災組織に必要な機能を以下の５つに定義する。＜(3)-3＞① 意思決定・指揮② 対外対応③ 情報収集・計画立案④ 現場対応⑤ ロジスティック・リソース管理①の責任者として本部長（発電所長）が当たり，②～⑤の機能ごとに責任者として「統括」を配置する。（第 1 図，第 2 図）
ロジスティック機能を計画立案，現場対応機能から分離するとともに，対外対応に関する責任者として対外対応統括を配置することにより，作業員が作業に専念できる環境を整備する。＜(3)-3＞

289

防災組織②

防災組織⑤
防災組織⑥

参考１－６（１４／７２）

飲食料及び生活食品は，発電所で適切な備蓄量を確保するとともに，被災地域外から安定的に物資供給が行われるよう，非常時においても物資を供給できるよう，社外関係企業との連携を強化する。
発電所長が直接監督する人数を減らす。（監督限界の設定）＜(3)-3＞
必要な役割や対応について，あらかじめ本部長の権限を統括に委譲することで，統括や班長が自発的な対応を行えるようにする。＜(3)-3＞
外部からの問合せ対応は本社対策本部が行い，外部からの発電所への直接介入を防止することで，発電所対策本部が事故収束対応に専念できる環境を整備する。＜(3)-3＞
重大事故等時における本社対策本部の役割は，事故の収束に向けた発電所対策本部の活動の支援に徹することとする。
事故対応に対する細かい指示や命令，コメントの発信を行わない。
福島第一原子力発電所事故対応時のような，外部から直接，発電所長に問い合わせが入り発電所長が対応を強いられたり，外部からの問い合わ
せを発電所対策本部が回答準備したりする事態とならないよう，本社対策本部は情報を捌く役割を果たす。
ＴＶ会議で共有すべき情報は，全員で共有すべき情報に限定する等，発話内容を制限することで，適切な意思決定，指揮命令を行える環境を整備する。
発電所の被災状況や，プラントの状況について，縦割りの指示命令系統による情報伝達に齟齬がでないよう，全組織で同一の情報を共有する社
内情報共有ツール（チャット，COP（Common Operational Picture））を整備することにより，発電所や本社等の関係者に電話や紙による情報共有に加え，より円滑に情報を共有できるような環境を整備する。
（第 3図）＜(3)-3＞
緊急時対策要員を増強し，交替で対応できるようにする。

発電所緊急時対策本部長は，高圧注水が可能
なほう酸水注入系の電全電源喪失に伴い機能を失った注水設備の電源を活かすことでその本部長，統括，班長について，複数名の人員を配置することで，長期間に及んでも交替で対応することができ，常により最適な判断が下せるよ
うにする。
直流電源が喪失した状態等を模擬したシビアアクシデント事故対応のシミュレータ訓練及び重大事故等対処設備を使用した実効性のある訓練を
行う。

290

防災組織⑦

防災組織③

参考１－６（１５／７２）

源復旧を最優先と考えた。《1 号機》（事故対応-4）RCIC 能喪失から代替
注水（消防車）開始まで時間がかかった。
《2 号機》（事故対応-5）

復旧を期待していた（直流電源も失っていたため，減圧操作ができず，高圧の注水設備の復旧が必要）。（事故対応-4-1）
3 号機の水素爆発で敷設済みホースが損傷し使用不能になった。
(事故対応-5-1)
3 号機の水素爆発の影
響による非常に困難な作業環境の中で，原子炉減圧のための SR 弁を開くための駆動電源（バッテリー）は事前につなぎこんであったが，しばらくの間，SR
弁を開くことができなかった。原因として，つなぎ込んだ電池のつなぎ込み部の接触抵抗等が推定される。(事故対応-5-2)
原子炉格納容器ベントと原子炉減圧のいずれを優先するかの判断に当たって，本店とのテレビ会議での議論に時間を要した。原子炉減圧のための SR 弁を開訓練参加者に対して，事前に訓練シナリオを伝えない訓練を実施することにより，実効的な緊急時対応力の向上に努めている。＜(3)-1＞

緊急時対応を業務の柱の一つとして位置づけ，機器の復旧や重機の操作等の個人の鍛錬から，自治体との総合訓練まで，各階層で日常的に繰り返し，対応力の向上に努力している。＜(3)-2＞
外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応できるように可搬型代替
注水ポンプ（消防車）やホイールローダ等をあらかじめ配備し，運転操作を習得している。＜(3)-2＞
事故時に要求される特殊技量（重機の操作等）を有した要員を確保するために，大型自動車・けん引・重機等の免許等について社員の資格取得を進めている。また，資格所有者の管理を実施している。＜(3)-2＞
マスク着用等，様々な環境を想定した現場の対応訓練を実施している。
（事故対応-1）に同じ

291

防災組織④

平常時組織
と直営技術
力強化－②

参考１－６（１６／７２）

消防車による注水を開始したと考えていたが，燃料切れで停止していた。《2 号機》（事故対応-6）

HPCI 以外の高圧注水設備（ほう酸水注入系）が復旧できなかった。《3 号機》（事故対応-7）

く作業に時間がかかった(事故対応-5-3)
消防車の状況を継続監視できなかったため，
燃料切れで自動停止した。(事故対応-6-1)
現場の放射線量が高く，給油の際のみ現場出向していた。(事故対応-6-2)
定期的に燃料を入れておけば燃料切れは起こさないと思っていた(事故対応-6-3)
1 号機の水素爆発の影
響によって，非常に困難な作業環境であった。(事故対応-7-1)（事故対応-5）に同じ

防災組織④（事故対応-1）に同じ

防災組織⑧（事故対応-5）に同じ

防災組織④

292

参考１－６（１７／７２）

HPCI を手動停止した。《3 号機》（事故対応-8）

低圧注水（D/D FP 又は消防車）に移行する
までに時間がかかった。《3 号機》（事故対応-9）

中央制御室では，運転状態が不安定な HPCIを早く停止し，HPCI の損傷による原子炉蒸気の漏えいを防止したかった。(事故対応-8-1)
中央制御室では，HPCIによる注水が困難なレベルまで原子炉圧力が低下し，HPCI を作動させていても意味がないと考えた。(事故対応8-2)
中央制御室では，HPCI
停止後，SR 弁によって減圧し，ラインナップ
された D/D FP へ注水
源を切り替えることができると判断した。
(事故対応-8-3)
原子炉減圧のための SR弁を開くための駆動電源（バッテリー）を準備するのに時間を要した。(事故対応-9-1)（事故対応-1）に同じ

防災組織⑧（事故対応-5）に同じ発電所内における資機材の備蓄を進める。
発電所への燃料輸送がスムーズに行えるよう，石油販売会社と協定を締結した。
物資や人員の輸送がスムーズに行えるよう，大型自動車・けん引等の免許等について社員の資格取得を進めている。また，資格所有者の管理を実施している。
後方支援拠点となる原子力事業所災害対策支援拠点（柏崎エネルギーホール，信濃川電力所）を速やかに立ち上げられるよう，拠点を整備し，あらかじめ派遣する人員を決めておく（本社，発電所，新潟本部の要員から選任）。＜(3)-4＞

防災組織④
防災組織⑨

293

参考１－６（１８／７２）

実際に原子力事業所災害対策支援拠点（柏崎エネルギーホール，信濃川
電力所）を立ち上げる訓練を適宜実施する。＜(3)-4＞（本社は，）現地の発電所長からの支援要請に基づいて支援活動を行うことを基本とするが，発電所の被災状況に応じて，発電所からの支援要請を待たずに，必要な資機材や人員の輸送をスムーズに行うための手順の整備や訓練を実施する。＜(3)-5＞
物流の専門の会社と物資の輸送に関する協定を結ぶとともに，汚染エリ
アでの輸送にも従事できるよう，輸送部隊に放射線教育を実施する。
（事故対応-1）に同じ

294

平常時組織
と直営技術
力強化－②

参考１－６（１９／７２）●当社の歴史的な背景に関する再評価から得られた問題点と対応
問題点
具体的な事象対応
自社において福島第一原子力発電所よりも優れた安全設計を持つ福島第二や柏崎刈羽原子力発電所の安全対策（例．非常用電源装置の物理的分離）を福島
第一原子力発電所に反映するという安全性向
上の取り組みを，「実現には多額の費用がかかる」との考えが原子力部門の大勢を占め，実施しなかったと推定される。（過去の取組-1）

非常用系の電源設備は福島
第一原子力発電所 6 号機以降，建設時点で安全系の区
分ごとに分離独立して設置されているが，それ以前の号機では設置場所の分離は実施されないままとなっていた。

当社は，「福島原子力事故を決して忘れることなく，昨日よりも今日，
今日よりも明日の安全レベルを高め，比類無き安全を創造し続ける原子力事業者になる」ことを決意した。
この決意のもと，社長は，「事故を徹底的に検証し世界最高水準の安全とそれを支える品質を目指す」ことを品質方針に定めた。
原子力安全監視室を執行役社長直轄組織として設置することで，現場第一線に近い位置から監視・助言を行い，直接的に原子力安全に関わる意
思決定に関与する。＜(1)-1＞
経営層及び原子力リーダーは，高い安全意識を持たなければならず，以下の研修を計画的に実施する。＜(1)-2＞①福島第一原子力発電所事故の原因と対策②原子力の安全設計の基本原則，安全文化③他社事例に学ぶ
経営層に対し原子力安全意識の向上のための様々な取り組みを実施する。
原子力リーダー・幹部クラスによるグループ討議を実施＜(1)-3＞
1 ないし 2 つのテーマを社長以下の少人数の経営層により集中的に議論する「安全ステアリング会議」を設置
原子力リーダーの期待事項を業務計画に反映し，業務の改善・改革プランの推進に取り組む。＜(1)-4＞
統制の全体スキームを「原子力部門マネジメント指針」として明文化
世界最高水準の原子力事業者を目指す拠り所として，「健全な原子力安全文化の特性（INPO 12-012,April 2013）」及び「パフォーマ
ンス目標と基準（WANO 2013-1 March 2013）」を採用
原子力リーダーは，ビデオメッセージ，イントラネットメッセー
ジ，メール，会議の場，朝礼時の講話等の手段によって，期待事項を伝達するためのメッセージを発信

295

経営層①

参考１－６（２０／７２）

柏崎刈羽原子力発電所
7 号機以降，建設プラ
ントが途絶えた状況となり，技術力の低下が懸念されたが有効な対策が講じられなかった。（過去の取組-2）

ABWR 建設のための技術習得について，他電力から発電所駐在者を受け入れたものの，当社から他電力の建設現場に駐在させたことはほ
とんどなかった（中国電力島根 3 号機の建設にあたり，短期的な駐在を行なったのみ）。
技術力低下の問題を認識した以降，「保全業原子力マネジメントの改革を進めるため，海外エキスパート 11 名を招へいし，主要 9 分野の専任スタッフからなるマネジメントモデ
ル・プロジェクトを発足。世界の優良事例のベンチマークから，「原子力部門マネジメント指針」の進化を目指す。
原子力安全改革が目指す安全意識，技術力，対話力の向上度合いを測定するための重要評価指標を設定
現場第一線との直接対話活動を継続し，原子力安全改革プランのね
らいや日常業務との関連性等について繰り返し説明
原子力安全改革の相互関係を取りまとめた小冊子を作成し，各職場に展開
原子力安全改革プランの実現をはじめ，各々のミッション達成等について，原子力・立地本部長及び福島第一廃炉推進カンパニープレ
ジデントによる表彰を実施
迅速に安全性を向上させる対策を提案するための技術力を育成する仕組みを構築する。＜(2)-1＞
マスターガイドラインの整備「安全向上提案力強化コンペ」を実施
コンペ以外にも日常的にエンジニアリング力を強化
世界最高水準とのギャップを埋めるように業務計画を策定し，業務を改善していく。＜(1)-5＞
世界最高水準の原子力事業者を目指す拠り所として，「健全な原子力安全文化の特性（INPO 12-012,April 2013）」及び「パフォーマ
ンス目標と基準（WANO 2013-1 March 2013）」を採用
重要分野について，CFAM/SFAM 支援として招へいした海外の専門家チームによる活動支援を導入
IAEA-OSART，WANO/JANSI ピアレビュー等第三者レビューを積極的に活用し，原子力安全文化の定着度合いや世界最高水準を目指す組織
運営・マネジメントについて評価
国内外の原子力事業者や他産業における活動状況のベンチマークを
実施

296

深層防護①

経営層②

参考１－６（２１／７２）

務の直営化」，「設備診断技術の習得」等をコア技術に設定したが，検討等に時間を要し，十分な成果が上がるまでに至らなかった。

事故トラブル対応においては，膨大なリソースを投じ「総点検」，「再発防止対策」，「水平展開」を実施したものの，事故トラブ
ルの再発防止に重点が平成 14 年のトラブル隠し，平成 19 年 4 月の不適切事例の再発防止対策として，「しない風土」，「させない仕組み」，「言い出す仕組み」を掲げ，法令遵
守，企業倫理活動，透明性

安全対策工事における系統設計，配管配置設計，耐震評価，機器仕様データシートの作成ができる技術者から構成される，設計エンジニアリン
グ組織を設置する。
設計要件，実際の機器，設備構成情報（図書）の整合を維持管理する体系的プロセスを構築する。＜(4)-1＞
設計エンジニアリングの検討結果をもとにプラントメーカーに依存しない機器調達，現地施工力確保を行う，サプライチェーンエンジニアリン
グ組織を設置する。＜(4)-2＞
技術力全般の底上げのため，プラント冷却系統等重要な施設全体に精通するエンジニアや耐震技術，安全評価技術等専門分野の技術者を育成する。＜(4)-3＞
安全上の重要な設備に関する設計，許認可，運転，保守等に精通しているエンジニアを育成し，システムエンジニアとして配置
システムエンジニアは，柏崎刈羽原子力発電所で新たに設置工事中の安全対策設備に関する保全基準についても評価を実施
安全性を向上させるための個別技術の強化・自営化を目指すために，専門分野の技術者が有するべき要件を選定
運転員も設備診断ができるようにする等，直営技術力の力量向上に努めている。＜(4)-4＞
運転員直営による赤外線サーモグラフィ診断等，データ採取を実施
空調ダクトの修理訓練や技能訓練設備を用いた竪型ポンプ用電動機の取替作業，弁の分解点検の直営作業訓練を実施
運転員による電源車の起動訓練や消防車の接続訓練を継続し，目標要員を超える力量認定者を養成
運転員の増員（過去の取組-2）に同じ

297

平常時組織
と直営技術
力強化－②

経営層②

参考１－６（２２／７２）

置かれており，深層防護の積み重ねのような安全性の向上につながらず，ただ業務の負担の増大となった。（過去の取組-3）大型改良工事や事故トラブル対応においては，メーカーと相談し，自ら考え設計しようとする意欲が小さ
く，また上司もメーカ
ーに確認したかと指示することがあり，メーカー依存が進んだ。
（過去の取組-4）
トラブル隠しや環境の変化に応じて組織を見直してきたが，組織改編によるメリットよりもデメリットの方が目立つ結果となった。特に，本店組織は所管す
る業務の拡大に伴って6 部体制に拡大した結果，かえって組織横断的課題への取り組みの遅延，発電所側から見た本店カウンターパー
トが不明確等のデメリットが発生した。（過去の取組-5）確保等の強化が図られた
が，マニュアル至上主義といった風潮を助長し，現状を抜本的に変えて改善に積極的に取り組むことにつながらなかった。
－

平成 14 年 10 月：原子力品質監査部（原子力本部から独立した監査部門）を設置
平成 16 年 6 月：原子力本部を原子力・立地
本部に改編（原子力・立地業務部，原子力技術・品質安全部，立地
地域部，原子力運営管理部，原子燃料サイクル部で構成）
平成 19 年 4 月：原子力技術・品質安全部を
原子力品質・安全部と（過去の取組-2）に同じ

平常時組織
と直営技術
力強化－②

組織を横断して重層的に安全に関する議論を継続する仕組みを構築する。
発電所における原子力安全に関する俯瞰機能の強化等を図るために，原子力安全センターを設置
原子力・立地本部内の安全・品質に関する計画立案，調査・分析，
経営資源配分を一体的に行い，安全・品質向上の取り組みを推進するために，原子力安全・統括部を設置
カウンターパートの明確化
重要分野について，改革の責任を担う CFAM/SFAM を設置。その支援のために招へいした海外の専門家チームによる活動支援を導入

平常時組織
と直営技術
力強化－①

298

参考１－６（２３／７２）

社外のレビューや監査等を通じて，自ら積極的に学び，改善していこうという姿勢が不十分だった。（過去の取組-6）

原子力設備管理部に改編
当社の原子力発電所
は，福島第一原子力発
電所事故が発生する前までに，IAEA による
OSART，WANO によるピアレビュー，JANTI によるピアレビューを受審し，運転，保全，放射線管理を中心に様々な改善事項を得て，対策を実施してきた。しかしながら，これらの外部レビューの対応に
おいては，放射線管理
関係の改善であれば放射線管理関係者内だけにとどまり，そのような改善を成功事例として認識し，問題となった背後要因を探った
り，改善のプロセスを探ったり等，自ら学んで改善することが原子力部門全体の共通意識となっていなかった。
平成 14 年のトラブル
隠しの反省として原子力部門から独立した内部監査組織である原子力品質監査部を設置（過去の取組-2）に同じ
当社の不適合，保安検査の指摘，第三者レビューの指摘等に対する改善活動にとどまらず，その背後要因まで踏み込み原子力安全を自ら積極的
かつ継続的に向上するためにセーフティーレビューを実施する。＜(2)-4＞
国際的な取り組み事例の把握や，第三者からの助言を得る機会を活用し
ていく。

299

経営層②
深層防護④

リスクコミ
ュニケーシ
ョン能力②

参考１－６（２４／７２）

LDE 受講生等の変革意
欲の高い者を積極的に活用したり，組織の縦し，安全・品質に関す
る内部レビューを実施してきた。これらの監査の中では，マニュア
ル等に基づく運転中・
定期検査中の品質・安全の確保の観点から監査が行われたが，過酷事故を扱うような設計や事前の備えまで立ち戻った監査は行われなかった。
監査される側の原子力・立地本部にとっては，何らかのレビューや監査が絶えず実施されているような状態になり，指摘事項に対するフォローアップが通常業務を圧迫するように感じられたため，指摘事項を通じて改善を図るよりも指摘事項を受けないようにすることに注力し，実際に指摘された事項があった
場合には何とかうまく処理しようとしてきた姿が見られた。
「リーダーシップ開発研修（LDE:Leadership
Development Exchange）」

現場のモニタリングによる課題抽出と迅速な解決のため，マネジメン
ト・オブザベーションを強化する。＜(1)-6＞
ミドルマネジメントの力量向上として研修を計画，実施

300

経営層③

参考１－６（２５／７２）

割りを打ち破り組織横断的な課題の改善のス
ピードを加速するようなマネジメントが不十分であった。（過去の取組-7）
原子力部門の本店各部
や各発電所がバラバラで，一定の方向性を示
せず，改善活動を強力に推進できなかった。
また，改善活動のスケ
ジュールや成果等が目標どおりにいっていな
くても，責任を取ることがなかった。（過去の取組-8）QMS の取り組みは，トラブル隠し等を契機として導入され信頼回復に重点が置かれていた。特に，個々の不適合処理を厳密に実施すは，研修としては，価値の高いものであったが，年月の経過とともに旧原子力経営層が強くサポートしていくには至らなくなり，また受講生の具体的な活用も十分でなかった。
「業務プロセス改善活動（ピア活動）」において
は，「改善活動の実施計画書の承認がなかなか得られず実行に移せない」，「承認するが，その前後では改善活動の検討グループに任せきりにした」，「原子力経営層が途中から出席しなくなった」等，旧原子力経営層同士がプロセスの共通化といった基本方針を十分に共有せず，かつ旧原子力
経営層からピア活動の推進者に対して積極的かつ継続的で，目に見える形のスポ
ンサーシップとコミットメ
ントがなかった。
不適合管理のマニュアルでは，発生したことや発見したことを何でも管理して公表するという，事故トラブルの軽重によらない同一レベルの管理プロセスを構築

マネジメント・オブザベーションガイドの充実
WANO からの支援
重要分野について，CFAM/SFAM 支援として招へいした海外の専門家チームによる活動支援を導入

部門横断的な課題解決を進めるため，以下の方針を立案した。＜(2)-*＞
・原則プロジェクトリーダーを専任にする
・責任と権限，目標や期待事項，期限を明示し共有する・進捗を定期に報告するだけでなく共有し課題がある場合は組織長が組織的に対応する「保全業務プロセスの改善（Maximo の導入）」を取り上げ，上記の改善方針を適用し，その状況をモニタリングして，プロジェクトマネジメン
トの改善度合いを確認した。
保全業務プロセスの改善は，柏崎刈羽原子力発電所を対象に検討を進め，重要な仕様等の決定や進捗状況は，プロジェクトステアリング会議（主査：原子力運営管理部長）で審議し，改善方針に従いプロジェクトの節目ごとに意思決定を行いつつ，確実にプロジェクトを前進させ，平成 28 年 10 月から業務プロセスを変更し，システムを稼働している。
また，原子力リーダーから保全業務に携わる社内関係者に対して，保全業務プロセスの改善への期待事項を伝える等の意識付けを行った。

深層防護⑤

社外研修プログラムや講師を活用して，教育訓練プログラムや教材の整備，インストラクターの技能向上に取り組む。
体系的なリーダーシップ育成研修の実施，個人の有する能力の管理と育成計画の策定を行う。
業務に密着した実践的な育成の対象を保全分野から拡大し，放射線管
理，燃料，安全の技術系各分野での技術力向上を開始する。

平常時組織
と直営技術
力強化－③

301

参考１－６（２６／７２）

ることで安全性向上を図ってきたものの，多くのリソースが当該業務に割かれ，今回の事故を防ぐ，又は緩和するような安全性の向上にはつながらなかった。（過去の取組-9）
規制当局と議論できる
技術力が十分でなかったことから，規制当局との真剣な議論を避け，QMS の重さの問題（ルールやエビデンスの量が多いものの，その量に対して業務品質の向上度合いが低いこと）に気付きながら，有効な改善が実施されなかった。一方，マニュアルどおりに業務を行なえば良いという風潮を生んだ可能性がある。（過去の取組10）
透明性の確保という当初の目的が不適合管理システムの定着によって実現された一方で，交流によって原子力部門の改善につなげようという目的が曖昧もしした。その結果，安全上の問題ではなく応急処置だけで十分な不適合に対して過剰なリソースを投入することとなった。

机上や現場での研修による知識，技能の付与にとどまらず，不安全箇所を潜ませた現場や不適切な作業報告書等を故意に作成し，これらの中から速やかに不安全・不適切箇所を指摘し，適切に是正できるかどうかを確認する実践的な演習を実施する。＜(4)-5＞

保安検査においては，
一つ一つの品質保証の問題を改善することにより，より大きな安全上の問題を防ぐという考え方について，規制当局と十分な議論が行
なわれなかった。
保安規定上の指示・指導は法令要求にも直結することから，当社の品質保証上の対応が，マニュアル整備やエビデンス作成に傾注するようになった。

法令遵守だけでなく社会の尺度に適合する対応ができるよう，原子力部
門における社員間，組織間の協力・支援を行う SC 室を設置する。
経営層や原子力部門に対してリスクの公表や対策等に関する説明方針の提言を実施
高い技術面の知見を有し，一定の教育訓練を受けたリスクコミュニケー
ターを専門職として配置する。＜(5)-1＞
自治体，関係団体や地域住民のみなさまに対し，説明会等を通じて積極的なコミュニケーションを実施
原子力リーダーを対象に原子力リスクに係る対話力の向上を目的とした研修を実施
地域のみなさまとのコミュニケーションを担う担当者等を対象に勉強会を実施
原子力発電所への転入者等を対象に，リスクコミュニケーションに関する意識啓発研修を実施

平成 14 年のトラブル隠しを受けて，原子力部門側が気付きを得ることを狙いに，他部門の人を受け入れたが，一部のメンバーによる少数の交流では，組織全平成 25 年 7 月の人事異動で「業務改善に対する気付き」，「社外目線の習得」を目的とした部門交流人事を実施（原子力→他部門：11名，他部門→原子力部門：16 名）。
平成 25 年 9 月の組織見直しでは，柏崎刈羽原子力発電所内に通信系業務を担うグループを新設し，各グループに分散配置されていた工務系社員を同一グループにまとめて配置した。

302

リスクコミ
ュニケーシ
ョン能力①

深層防護⑥

参考１－６（２７／７２）

くは十分に徹底されな
いまま交流人事が行われており，組織として対応（改善）することができなかった。（過去の取組-11）
透明性の確保という当初の目的が不適合管理システムの定着によって実現されたため，部門交流人事を実施する
こと自体が目的化し，それによって安全を司る機能の弱体化を招いた。（過去の取組12）

保全業務プロセスの改
善活動については，目標達成時期及び途中のマイルストーンの設定がそもそも悠長な上に，組織横断的なプロ
ジェクト管理においては責任が不明確になりがちで，しかも目標達成のためのマネジメン

体に与える実際の効果は限定的だった

平成 15 年 7 月，透明性確保の一環として，発電所のキーポストである旧技術部
長に他部門の有能な特別管理職を登用した。平成 16
年 7 月にユニット所長を新設し，プラントの運転と保全の権限を集中させる組織
改編を行なった。これにより，部門交流者の管理スパンは軽減されたが，原子炉安全に関する機能や，大型案件を扱う機能が分散・消失し，発電所内に原子炉安全全体を俯瞰する機能が弱くなった可能性がある。
時間の経過とともに成否評
価があいまいになり，かつ
プロジェクトのリーダー並びに推進者の人事異動等に伴い責任箇所が不明確になったことから，目指していた将来像からは遠く離れた状況となった。

なお，平成 26 年以降は，原子力部門の課題解決のための要員確保が必要と判断し，部門交流人事異動を一時停止している。部門交流再開後に，本対策について評価する予定。

（過去の取組-11）に同じ

深層防護⑥（過去の取組-8）に同じ

深層防護⑤

303

参考１－６（２８／７２）

トが十分でなかったた
め，計画の遅延を招くとともに，当初計画した成果が十分に得られていない。（過去の取組-13）
原子力部門の本店各部
や各発電所がバラバラで，一定の方向性を示せないため，議論がまとまらず，それぞれの思いに対して指示されたため，少しずつでも改善を進めるというより，まずスタートするのに時間と労力を要し，改善活動を強力に推進できなかった。
（過去の取組-14）
原子力部門が，公表基準に定められているトラブル情報以外の原子力災害リスク情報（起こっていないこと）を社外に出すことをしなかった。（過去の取組-15）

プロジェクトを進めるに当たって旧原子力経営層からのコメントが多岐にわたり，そのプロジェクト自体が長期間にわたって続いた。

（過去の取組-5）に同じ

平常時組織
と直営技術
力強化－①

柏崎刈羽原子力発電所の海域活断層の再評価(平成 15年)に際して，当時，当社は海域の 7 つの断層について「活断層の可能性がある」と評価し，原子力安
全・保安院に報告していたものの，新潟県中越沖地震の震源となった断層（F-B断層）を安全上問題ないと判断したため，原子力安
全・保安院の報告以外にあ（過去の取組-10）に同じ

リスクコミ
ュニケーシ
ョン能力①

304

参考１－６（２９／７２）

事故対応中，発電所本部にいる発電所長，各班長が社外プレス対応に時間を取られ，復旧活動を阻害する事象が起きた。（過去の取組-17）

えて社外への公表を行わなかった。
地域の視点に立って活動するために設置（平成 19 年
12 月）していた「技術・広報担当」の権限が不明確，
監視の仕組みの不足等から，平成 20 年 6 月に 15.7ｍという想定を超える津波来襲の試算結果について社内で議論された際に，技術・広報担当が同席していたにも関わらず，当該リスクが公表されなかった。
発電所長を筆頭に，本来であればプラント復旧に注力
すべき要員が，通報対応や本店を含む外部からの問い
合わせの処理に忙殺され，集中できない状況にあった。

各広報部の役割分担や広報担当者の役割分担

新潟県中越沖地震時の対応の反省から，社会的影響の地域目線に基づき「会社としての方針策定やリスク認識を提言」するための仕組みも，権限が不明確であること，監視の仕組みの不足等から，十分に機能しなかった。（過去の取組-16）（過去の取組-10）に同じ

リスクコミ
ュニケーシ
ョン能力①

緊急時における情報収集活動と広報・通報対応が，復旧活動の妨げとなることのないよう，発電所から発信されたプラントの状況を共有する社
内情報共有ツール（チャット，COP（Common Operational Picture））
や，通報連絡用紙の情報等，迅速に把握・共有できる社内情報を最大限活用し，公表する仕組みとする。（紙や電話等で確認する場合もあるが，復旧活動の妨げにならないよう最大限配慮する。
）＜(3)-3＞
緊急時組織に対外対応に関する責任者として発電所，本社ともに対外対応統括を配置する。＜(3)-3＞
通報連絡については，当初は発電所長の責任で発信するが，その権限を発電所の対外対応統括に委譲し，事前に定めた通報連絡のルールにしたがって実施する運用に変更する。（福島第一原子力発電所の事故対応のよ
うに，発電所対策本部で発電所長及び各班長の了解を得る作業は実施しない。）
一定規模以上の事故の際には，広報対応は発電所から切り離し，本社対策本部で一元的に対応することとし，発電所対策本部は事故の収束に専念する体制とする。
社外対応を行う要所となるポジションにはリスクコミュニケーターを配置し，本社で記者会見等の対応をできるようにする。

防災組織⑨

305

防災組織⑩

参考１－６（３０／７２）（緊急時の動き方）が不明確であり，また広報関係の指揮命令系統の一元化が図られていなかった。（過去の取組-18）大きい事故トラブルの発生時に，広報部等と連携して迅速適確な情報提供を行う
ために，各所にスポークス
パーソンを設置していたが，「スポークスパーソン
は専任ではないため，事故時には所属の業務が優先となり，広報対応時に不在となる場合があった。」，「
スポークスパーソンは各所に所属のため，指示ルートが複雑で，迅速に指示が通らなかった。」等が原因となり，福島第一原子力発電所事故時にこの仕組みが有効に働かなかった。

ホームページの活用によるプラントパラメータ等の公開，インターネッ
トの積極的活用による記者会見の中継等，迅速な情報公開に努める。
オフサイトセンターや関係自治体の対策本部へ発電所や本社の要員を派遣し，パソコンやスマートフォン，タブレット等のツールを活用した情報提供を行う等，社外への情報発信を改善する。
訓練時にリスクコミュニケーターによる模擬記者会見や対外対応のシナリオを盛り込んだ訓練を実施する。＜(3)-6＞306

参考１－６（３１／７２）(1)経営層からの改革
経営層は，安全はすでに確立されたものと思い込み，稼働率等を重要な経営課
題と認識した結果，事故への備えが不足した。これを反省し，原子力に関する高い安全意識を持つよう意識改革を進めた。
海外原子力事業者の良好事例を調査したり，IAEA 等の第三者レビューを積極的に受けたりすることで自組織の弱点を抽出し，改善のための施策を講じる等，
原子力安全を高めるための様々な活動を進めている。
＜(1)-1＞＜原子力安全監視室とは＞
主に，原子力安全（原子力災害防止）に関する取り組み（安全意識，原子力安全向上に資する業務プロセスとその結果，安全文化醸成活動等）の監視・助言と社長及び取締役会への報告を行う。
世界の原子力事業者の良好事例を参照し，継続的な原子力安全の向上を促す活動を行う。
＜主な実績＞
原子力安全監視室は，監視活動を通じて執行側の原子力事業の運営を独立
かつ直接的に評価し，これまで 12 回にわたり執行役会，取締役会に提言や推奨を報告している。
平成 28 年度第 1 四半期までに発出された 123 件の推奨事項のうち，91 件が完了している。第 2 四半期には，新たに 3 件の推奨事項が追加。
原子力安全監視室は，平成 28 年度第 2 四半期報告の中で，「発電所への観察を通じて，原子力安全監視室は継続的に，発電所に警戒を強め，リスク感度を高めるように促している。過去同様，発電所の所管部門が原子力安
全監視室のコメントによく対応してくれている」と発電所の対応を評価している。

原子力安全監視室による発電所幹部職員へのインタビュー／福島第一原子力発電所現場ウォークダウンの様子（平成 25 年度第 3 四半期）

307

参考１－６（３２／７２）＜原子力安全監視室と原子炉主任技術者の関係＞
保安規定及び社内規定類「原子炉主任技術者職務運用マニュアル」に原子炉主任技術者は，発電所の保安組織から独立した観点から「保安の監督」
を誠実に遂行すること，自らの責任で確認した正確な情報を社長及び原子力・立地本部長に直接報告することが定められている。
その上で，原子炉主任技術者，原子力安全監視室（※）が収集した情報をお互いに共有することにより，原子力安全の向上に活かしている。
（※）原子力安全監視室の使命は「継続的な原子力安全の向上」を促すことであり，原子炉主任技術者の職務である保安の監督（原子力安全の維持・向上）と目指す方向性が一致している。
社長

・・・

・・・
原子力安全監視室

原子力・
立地本部

・・・

原子力発電所

本社各部

保安の 原子力・立地本部長が任命
監督
原子炉主任技術者（発電所駐在）

308

情報共有

・・・

参考１－６（３３／７２）＜経営層に対する監視・監督体制＞
・・・

当社は，指名委員会設置会社であるため，取締役会が会社経営の基本方針，執行役等の人事，重要な財産の処分等，法令，定款及び取締役会規程に定められた重要な業務執行の決定を行い，執行役がそれ以外の事項の決定及び取締役会の意思決定に基づく業務執行を行うとともに，その状況を取締役会に報告している。
福島第一原子力発電所の事故に対する反省を踏まえ，執行役社長直属の組織として「原子力安全監視室」を設置し，第三者の専門的知見を活用した原子力安全に関する取り組みの監視，必要に応じた助言を行い，意思決定へ直接関与する体制を整備することで，原子力安全に対するマネ
ジメントの改善を図る。また，原子力安全監視最高責任者は，原子力安全に関する事項について，
必要に応じて取締役会に直接報告する。
「原子力改革監視員会」は，取締役会の諮問機関として設置され，取締役会からの諮問に基づき，東京電力の原子力改革の実行を監視・監督し，その結果を取締役会に報告する。

（注 1）本社（コーポレート各室・本部等）、第一線機関（原子力発電所等）（注 2）投資管理委員会 等（注 3）リスクコミュニケーションを行う専門職

コーポレート・ガバナンス体制図309

参考１－６（３４／７２）＜(1)-2＞＜主な実績＞
経営層及び原子力リーダーに必要な原子力安全に関する知識を高めるための研修について計画的に実施。

執行役への原子力安全研修の様子（平成 26 年 6 月）

福島第一廃炉推進カンパニーの対象者への原子力安全研修の様子（平成 26 年 5，6 月）

福島第一廃炉推進カンパニーの対象者への研修（福島第一原子力発電所の安定化に必要な設備の知識，リスクコミュニケーション）の様子（平成 26 年 7～9 月）

310

参考１－６（３５／７２）

報告事項・報告事象，事故時の緊急対応についての研修（福島第一原子力発電所 原子力リーダー研修：平成 27 年 1，2 月）＜(1)-3＞＜主な実績＞
原子力部門の幹部クラス（本社及び発電所に在籍する計 75 名）を召集し，社長をはじめ関係役員とともに討論会を開催。原子力安全改革の推進等について討論。（平成 26 年 11，12 月）

社長による講話（原子力部門討論会）

当社の信頼回復や原子力安全改革
プランを軌道に乗せるための取り組み等について グループで討議（原子力部門討論会）社長以下の少人数の経営層により 1 ないし 2 つのテーマについて集中的に議論するため，安全ステアリング会議を設置。
H28 年 2 月に開催した安全ステアリング会議では，原子力部門でここ数年内に発生した災害事例とその原因，再発防止対策について，あらためて振り返りを実施。管理職が現場を観察して改善を指導するマネジメントオブ
ザベーション，社内外で発生する運転経験（OE）情報やヒヤリハット事象の分析，及びそれらの情報を一元的に活用して安全性向上を図る仕組みの充実が重要であることを確認。一元管理の仕組みの構築，運用の改善に取り組んでいる。

311

参考１－６（３６／７２）＜(1)-4＞＜主な実績＞
原子力安全のガバナンスを改善するために，「原子力部門マネジメント指針1」を制定（平成 26 年 10 月）。

管理職を対象とした「原子力部門マネジメント指針」説明会（左：本店，右：柏崎刈羽原子力発電所）

原子力マネジメントの改革を進めるために，平成 28 年 7 月から運転，保全，エンジニアリング等主要 9 分野の専任スタッフから成る「マネジメン
トモデル・プロジェクト」を発足。米国最大の原子力事業者エクセロン社
等で世界最高水準を実践した各分野の海外エキスパート 11 名を招聘し，彼らの指導のもと，世界最高水準とのギャップを分析し，その改善策の検討・立案を実施（フェーズⅠ（平成 28 年 7 月～8 月））。
フェーズⅡ（平成 28 年 9 月～平成 29 年 3 月）では，フェーズⅠで立案した改善策を実行し，組織運営の方法，組織体制，プロセス／手順等の改善に取り組んでいる。海外エキスパートの知見等世界の優良事例をベンチマークし，現行の原子力部門マネジメント指針を進化させる計画。

マネジメントモデル・プロジェクトのミーティング

1

原子力リーダーの期待事項及び期待事項を実現するための業務プロセスのあるべき姿をより具体化していくために制定。

312

参考１－６（３７／７２）

高い原子力安全文化を確立し，常に向上させ続けるために，「健全な原子力
安全文化を体現する各人・リーダー・組織の特性2（健全な原子力安全文化の 10 の特性と 40 のふるまい）」を制定（平成 26 年 11 月）。

「健全な原子力安全文化を体現する各人・リーダー・組織の特性」周知用ポスター

原子力部門では，「10 の特性と 40 のふるまい」と自らの行動を日々比較するという振り返りを通じて気づきを促し，常に安全意識の向上に努める活動を開始。個人の振り返りの実施率は，継続して 95%程度で推移しており，活動が定着。また，各自の振り返り結果を共有し，相互の学び合いによって，新たな気づきを得るためのグループ討議についても，実施率は 93%程度まで上昇してきた。

グループ討議実施率（％）

100

88
70

75

47

50
25
0

93

16

2015 1Q

26

2015 2Q

2015 3Q

2015 4Q

2016 1Q

2016 2Q

グループ討議の実施率2

参考にした文書は，「Traits of a Healthy Nuclear Safety Culture（INPO/WANO）」であり，Traits と呼んでいる。

313

参考１－６（３８／７２）

イントラネットを通じた原子力リーダーのメッセージの発信及び社員の閲
覧の状況を測定。メッセージ 1 件あたりの閲覧数は，原子力部門の約半数である 1,600 人を超え，1,700 人近くにまで増えてきている。一方，「参考となった」と評価している割合は，減少傾向を示しており，改善に取り組んでい
る。
2000

閲覧数／件

1800

参考になった率50%

1,617.7

1,695.91600

40%

1,276.1 1,234.8

1400
1200

1,023.8

1000
800

941.9

16.8% 16.4% 18.2% 16.8%
15.1% 14.4% 13.9%
6.8%

35%
30%
25%
20%

400
0

919.8

1,017.3

715.9

600
200

45%

15%
10%
5%

8.9%

0%

2014 2Q 2014 3Q 2014 4Q 2015 1Q 2015 2Q 2015 3Q 2015 4Q 2016 1Q 2016 2Q

イントラネットを通じた原子力リーダーのメッセージに対する
1 件あたり閲覧数／参考になった評価率

イントラネット掲載：原子力リーダーからのメッセージ314

参考１－６（３９／７２）

イントラネット掲載：原子力リーダーからのメッセージ例

原子力・立地本部長はイントラネット等により発信するメッセージに書ききれない「想い」を伝えるために，平成 26 年 2 月から発電所所員，本社社員との直接対話を継続して実施している。

発電所における直接対話回数(回)

40

37

30
18

20
10
0

16

4

15

12

13

3

2014 3Ｑ 2014 4Ｑ2015 1Ｑ2015 2Ｑ 2015 3Ｑ2015 4Ｑ2016 １Q 2016 2Q

原子力・立地本部長と各職場との直接対話回数315参考１－６（４０／７２）

発電所メンバーとの直接対話

原子力安全改革プランが目指す安全意識・技術力・対話力の向上度合いを測定するための重要評価指標を設定（平成 26 年度第 3 四半期）。
3. 原子力安全改革の実現度合いを測定する重要評価指標（ＫＰＩ）[ 3/3 ]

「世界最高水準の安全を目指す」との社長ビジョンの下、原子力部門のマネジメント指針において、組織全体への展開を規定。
マネジメント指針の中では、測定できないものは改善できないとの考えにより、「安全意識」「技術力」「対話力」に対して定量的に測定を行う仕組みを構築し、測定を開始。
事故の根本原因（事故前の姿）

安全意識の不足•経営層は、「安全は既に確立されたもの」と思い込み、日々向上させるべきとの認識が不足し、原子力のリスクを過小評価

技術力の不足•過度のメーカ・協力企業依存により、直営の設計・施工能力や、発電所のシステム全体を俯瞰する能
力が不足

6つの対策

対策1
経営層からの改革

対策2
経営層への監視・支援強化

6つのKPI

安全意識KPI（Traits）

安全意識KPI（M&M）

技術力KPI（計画）

70ポイント以上

MOに基づく改善件数等により評価

管理職は、発電所現場観察（MO）を行い改善を積み重ねているか

国内外の運転経験（OE）情報を活用しているか

70ポイント以上•100ポイント満点で指標化•対策3、5、6またはWANOが定める
原子力の最高レベルに対する世界標準（PO&C）に基づくアクションプラ
ンの設定率により評価

70ポイント以上•100ポイント満点で指標化

ハザード分析を行い対策を進めているか

対策5
緊急時対応力（組織）の強化

技術力KPI（実績）

対策6
緊急時対応力（個人）および現場力の強化•対策3、5、6またはPO&Cに基づくア
Incident Command System（ICS）を
クションプランの目標達成割合により使いこなし、緊急時対応力を向上させてい 評価
るか

原子力安全および産業安全を高める多様な有資格者が存在し、一人ひとりの技術力の強化に取り組んでいるか

対話力の不足

対話力KPI（外部）•リスク情報の開示に消極的

原子力リーダーは、安全に関するメッセー
ジ（Message）を発信し、社員に理解され •原子力リーダーのメッセージ発信回
数や社員の理解度、管理職によるているか

多くの質の良い安全向上の提案があり迅速に実現しているか
対策3
深層防護提案力の強化

目標値•100ポイント満点で指標化•国内外の運転経験（OE）情報を活用したリスク対処に消極的•緊急時訓練が形骸化し、事故に対する想像力や対応力が不足

経営層の安全意識が向上し、組織全体に安全文化が浸透しているか

定量化方法•原子力安全に関する自己評価の結果等により、経営層・原子力リーダー
を重点的に評価

社外のステークホルダーに対して積極的かつ適時適切なリスクコミュニケーションを行っているか

対策4
リスクコミュニケーション活動の充実
対話力KPI（内部）

安全文化を組織全体へ浸透させるため、安全に焦点を置いたコミュニケーションを行っているか316•アクションプランの計画通りの進捗を
中央値の50ポイントとして指標化•情報発信の質・量や当社の姿勢に対する社外関係者へのアンケートにより評価

50ポイント
以上

経時変化が
プラス傾向

•100ポイント満点で指標化•原子力安全に関する自己評価のコ
ミュニケーションに関する項目の結果により評価•100ポイント満点で指標化

移動平均が
プラス傾向

参考１－６（４１／７２）

原子力安全を高めるために多くの活動を開始したことから，活動全体の関連の見通しを良くするため，小冊子「原子力安全を高めていくために」3を作成した（平成 27 年 2 月）。

小冊子「原子力安全を高めていくために」

事故後，極めて厳しい環境での業務が続く中，個人や組織の士気・やりがいを向上させるため，原子力部門では，原子力安全改革プランの実現をはじめ，各々のミッション達成等ついて「率先して大きなチャレンジを行った人」，「高い目標を達成するために頑張った人」を対象とした，原子力・立地本部
長及び福島第一廃炉推進カンパニープレジデントによる表彰を平成 27 年度から実施している。
原子力・立地本部長，福島第一廃炉推進カンパニープレジデント

時期
平成 27 年度
平成 28 年度
第 1 四半期
第 2 四半期

表彰実績

本社
24(2)

福島第一
47

福島第二
19

柏崎刈羽
24

5
5

6
3

4
3

6
7

（

）内は東通の件数（内数）＜(1)-5＞＜主な実績＞
CFAM4/SFAM5は，専門分野ごとに，海外の良好事例の把握，解決すべき課題の抽出，改善策の立案，実施といった活動を開始（平成 27 年 4 月）。海外から
3

第 59 回原子力規制委員会臨時会議（2 月 27 日）における当社説明資料の一つ。当社ホームページでも公開。
4 Corporate Functional Area Manager：発電所の業務ごとに，世界最高水準のエクセレンスを目指すための本社側のリーダー
5 Site Functional Area Manager：CFAM に対する発電所側のリーダー

317

参考１－６（４２／７２）

専門家チーム（2 チーム，計 7 名）を招へいし，CFAM/SFAM が実施するモニ
タリング，課題解決，当該専門分野の人材育成等に対して指導・助言を実施。
前述（(1)-4 に記載）の「マネジメントモデル・プロジェクト」の活動に統合し，CFAM/SFAM への指導・助言を継続実施中。
「人財育成」について，海外の専門家チームと当社人財育成部門との議論
やコーチング等を通じて，当社教育訓練手法の課題の抽出と改善へ向けた取り組みを検討，原子力人財育成センターの活動に反映。

海外からの専門家チームによる CFAM/SFAM への指導・助言（柏崎刈羽原子力発電所）「運転管理」について，効果的なチームワークの向上，運転員個人の力量向上を喫緊に解決すべき課題として抽出し，運転員訓練を改善。海外からの専
門家チームが，CFAM/SFAM とともに，柏崎刈羽原子力発電所の運転員シミュ
レータ訓練，中央制御室における運転員の引継ぎ等のオブザベーションを実施。また当直長のリーダーシップの発揮に着目し，世界最高水準のパフォー
マンスを体現するための方策立案について，CFAM/SFAM の支援を実施中。

海外からの専門家チームによる運転操作のオブザベーション

柏崎刈羽原子力発電所おける原子力安全文化の定着度合いや世界最高を目指すための組織運営・マネジメントについて，IAEA 安全基準等に基づき，国際的かつ客観的な観点で評価を受けた（IAEA の OSART6ミッション）。

6

IAEA（国際原子力機関）が派遣する運転安全調査団（Operational Safety Review
Team）
。

318

参考１－６（４３／７２）（平成 27 年 6-7 月）「事故対応のための追加設備について緊急時の手順書の反映を速やかに進めること」や「管理区域内の汚染管理は十分できているが，管理区域外での測定等も充実させること」等提案を受け，改善を実施。

オープニング会合

IAEA による安全対策設備の現場確認（ｶﾞｽﾀｰﾋﾞﾝ発電機車，代替熱交換器車）

福島第二原子力発電所において，WANO7による停止時安全レビュー（SDR8）を実施（平成 27 年 8 月）。冷温停止維持の状態について，発電所員へのインタビューや現場確認を実施。

開閉所機器の確認

78

停止時安全レビュー（SDR）終了会議

世界原子力発電事業者協会
停止時安全に係るピアレビュー（Shutdown Safety Peer Review）

319

参考１－６（４４／７２）

INPO，米国サザンニュークリア社，同エクセロン社のリーダー育成研修，人材育成部門等に対するベンチマークを実施（平成 27 年 8 月）。米国原子力業
界の個人の能力管理，リーダーシップ育成等の取り組みについて確認。

ﾘｰﾀﾞｰｼｯﾌﾟに関する意見交換（INPO）

ﾘｰﾀﾞｰｼｯﾌﾟ育成計画の説明（ｴｸｾﾛﾝ）＜(1)-6＞＜主な実績＞
マネジメント・オブザベーション（以下「MO」という。）の強化にあたり，まず管理職の MO 力量の向上が必要であることから，WANO の支援をいただき研修を実施（平成 27 年 9 月）。

発電所管理職に対する MO 研修（柏崎刈羽原子力発電所）

海外エキスパートによるコーチングを通じ，質問することの重要性を学び，MO の力量向上の取り組みを継続中。

320参考１－６（４５／７２）(2)深層防護提案力強化に対する改革
深層防護提案力を強化するため，安全向上提案力強化コンペや運転経験情報の活用促進等，深層防護提案力を高めるための施策に取り組み，原子力安全の向上や改善の必要性について社員自らが考える機会を創出している。
＜(2)-1＞＜主な成果＞
・ 深層防護の観点から多角的に検討した上で，費用対効果の大きい安全対策を提案し，迅速に実現する技術力を習得することを目的として「安全向上提案
力強化コンペ」を実施。
300

286

応募件数
優良提案件数
実現件数

250

220

200

134

150

83

100
50

121

33

11 11

30 25

14 11

12 3

11 2

第3回

第4回

第5回

0
第1回

第2回

第6回

安全向上提案力強化コンペの応募件数・優良提案件数・実現件数

・ 事故時に廃棄物処理系統から冷却水を供給できるよう，圧縮空気を空気作動
弁の駆動部に直接注入するため，圧縮空気ボンベ及び接続用ホース等の資機材を配備（第 1 回コンペ優良提案）。

空気作動弁強制操作用の資機材配備（福島第二原子力発電所）（圧縮空気ボンベ，接続用ホース，接続部品等）

・ 原子力災害時の後方支援拠点等における情報連絡手段の強化として，衛星車

321

参考１－６（４６／７２）

載局と組み合わせた非常災害対策車を配備（第 1 回コンペ優良提案）。後方支援拠点の事業所建物や情報連絡基盤が被災した場合であっても情報連絡が可能。（福島第一，福島第二，柏崎刈羽原子力発電所）

原子力災害時の後方支援拠点の情報手段の強化を目的とした非常災害対策車の配備

・ 夜間パトロールの視認性を向上するため，業務車に車内から遠隔操作可能な
サーチライトを設置した。（第 2 回コンペ優良提案）
・ 事故時に淡水を移送するために使用するポンプのエンジン発電機は重く運搬が困難であったことから，発電機に車輪を取り付け，牽引可能な仕様に改造した。（第 2 回コンペ優良提案）

業務車両へのｻｰﾁﾗｲﾄ設置 ／ ｴﾝｼﾞﾝ発電機への車両取り付け（福島第一原子力発電所）（柏崎刈羽原子力発電所）

・ 全交流電源喪失時の直流電源の必要負荷と不要負荷の整理を行い，必要負荷の延命化のための負荷カットの手順を作成した。（第 3 回コンペ優良提案）

直流電源延命のための負荷カット手順に基づいた操作訓練（柏崎刈羽原子力発電所）

322

参考１－６（４７／７２）

福島第一原子力発電所においては，スマートフォンを利用した小型ロボットを開発し，3 号炉原子炉格納容器の開口部調査を実施。柏崎刈羽原子力発電所 6，7 号炉では，フィルタベント設備，よう素フィルタ，使用済燃料プール
外部スプレイ設備等の安全性向上設備を東電グループで開発・設置。
（コンペ
以外）

原子炉格納容器の開口部調査用ロボット

フィルタベント設備の搬入・設置（柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉）

外部からの給水により，噴水のようにプールに降り注ぐ。

よう素フィルタの搬入・設置（柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉）

323

使用済燃料プール外部スプレイ設備

参考１－６（４８／７２）＜(2)-2＞＜主な実績＞
福島第一原子力発電所事故の教訓の一つとして，「他社の失敗に学ぶ」ということがある。世界中のどこかで起こったことは当社の発電所でも起こり得ると考え，対策を検討実施。
事故以前の業務プロセスを改善し，国内外の運転経験（OE：Operating
Experience）情報の収集及び対策検討の迅速化を図り，原子力部門全員がこれを活用するように取り組み中。
毎日の定例ミーティング等において OE 情報を共有する取り組みは，活動が
定着。

100%
80%
60%

福島第一
福島第二
柏崎刈羽
本社
全体

40%
20%
0%
4月

5月

6月

7月

8月

9月

10月

11月

12月

毎日 OE の実施状況（平成 27 年の実施率の推移）

OE 情報を共有する取り組みとして，設備の事故トラブルや人身災害の発生の防止を図るため，OE 情報を含めたさまざまな情報源（不適合情報，JIT 情報等）を活用し，作業に含まれるリスクやその対策を抽出し，毎日の定例ミー
ティング等で共有する取り組みを開始。毎日，業務として OE 情報活用の仕組みを取り入れることで，他に学び自らの業務を改善する姿勢の定着を図る。
また，この取り組みのツールとして，INPO が作成した OE 日めくりカレンダー
9を使用。（平成 26 年度第 4 四半期）

9

INPO（米国原子力発電運転協会）が世界中の OE 情報の中から，有意義な教訓が含まれているものを 1 日 1 件選び出し，1 年 365 日分の日めくりカレンダーとしたもの。

324

参考１－６（４９／７２）

ミーティング時における OE 情報の周知・共有（柏崎刈羽原子力発電所）

INPO の OE 日めくりカレンダーの活用（本店）

重大な OE 情報（国内外の重大事故及び SOER10）に対しては，集中的な学習会を開始し，これらの事故トラブルの概要及びその教訓の理解度の向上に取り組んでいる。平成 28 年度の第 1,第 2 四半期は，重大事故（ブラウンズフェリー火災事故）に関する集中講義を海外エキスパートチームが実施
し，原子力部門全体の力量向上を図っている。

ブラウンズフェリー火災事象に関する集中講義（柏崎刈羽原子力発電所）＜(2)-3＞＜主な実績＞
柏崎刈羽原子力発電所について，分析対象として IAEA セーフティーガイド
や NUREG を参考に抽出した約 30 件の事象について，設計基準を超えるハザードが発生した場合の原子力発電施設への影響等を分析し，「原子力リスク管理会議」のもとに設置の専門チームで対応方針を審議。
太陽フレア等による電磁波の影響については，社外専門家と意見交換を実施。
対応手順の整備等の追加対策の計画について策定。
（平成 27 年度第 3 四半期）
竜巻対策における建屋扉の強化・防護ネットの設置（平成 27 年度第 3 四半期）
設計上考慮する竜巻に対して，影響を受ける可能性のある設備を抽出し，飛来物の衝突に対して十分な厚さを有する建屋扉への変更（6 号炉 8 箇
所，7 号炉 6 箇所），建屋開口部や屋外機器への防護ネットの設置（6 号
10SOER（Significant Operating Experience Report）：重要運転経験報告書

325参考１－６（５０／７２）

炉 6 箇所，7 号炉 12 箇所（制御建屋を含む））等を進めている。

竜巻による飛来物衝突イメージ

開口部に設置する防護ネット

建屋扉（従前のもの）

建屋扉（風速 92m/s の竜巻による飛来物が扉に衝突しても耐え得る構造へ強化（工事中））

326

参考１－６（５１／７２）＜(2)-4＞＜主な実績＞
福島第一原子力発電所では，毎月のパフォーマンス・レビュー会議において，組織ごとのヒューマンエラーの発生件数と業務改善提案数を指標として，所員の原子力安全に対する意識という観点でレビューを実施。ヒューマンエラ
ー発生率は減少しているものの減少傾向に停滞がみられる。着目する範囲を拡大して不適合全体について設備管理及び品質管理の観点から弱点を抽出し，改善を実施。

福島第一原子力発電所におけるヒューマンエラー発生率の推移

平成 28 年度は，個人の安全意識により近い指標として「健全な原子力安全
文化の 10 の特性」に基づいたアンケート調査を実施。組織や階層ごとの意
識・行動のギャップを把握し，改善へのアクションにつなげる活動を実施中。
福島第二原子力発電所では，「緊急安全対策設備（可搬設備）の事故時対応手順」をテーマとして決定。現在の原子炉停止状態を踏まえ，事故時対応手順のうち，電源の確保と使用済燃料プールへの注水に関する手順や設備に係る潜在的弱点を抽出し，改善点を見出すため，計画及び要領を制定
して，レビューを実施（平成 27 年度第 3 四半期）。
平成 28 年度は，安全に冷温停止を維持していくための対応手順のうち，緊急時に直営技術力を活用する手順（ガレキ撤去，モータ取替，ケーブル接続，ポンプ復旧）をレビューテーマに決定。緊急時の直営技術力を強化するために，対応手順に係る潜在的弱点を抽出し，改善点を見出すためのレビューを実施中。
柏崎刈羽原子力発電所では，プラントへの航空機衝突を想定し，衝突方位別の損傷設備や火災の影響について検討。その結果を参考に緊急時訓練（図上，実働）を実施。また，現場のリスク低減活動の一環として，レビ
ューアが緊急時対応訓練時に実際の動きを第三者的に確認。具体的には，
緊急時車両の鍵紛失や動線上に障害物がある場合等，対応項目ごとにリスクを抽出し，改善する取り組みを継続的に実施している。平成 27 年度第 3
四半期では，緊急時のアクセスルート確保や可搬設備を用いた送水訓練を対象にレビューを実施。
平成 28 年度は，緊急時対応（シビアアクシデント時）に用いる手順のうち，現場操作における運転部門と保全部門の連携が重要な低圧代替注水に着目し，連携が失敗するリスク要因の抽出を計画。

327

参考１－６（５２／７２）(3)原子力防災組織に関する改革＜(3)-1＞＜主な実績＞
・発電所における訓練実績
総合訓練：56 回（平成 25 年 1 月（新しい組織導入）～平成 29 年 3 月末の累計）
個別訓練：16,110 回（平成 29 年 3 月末までの累計）（以下に記載した訓練を含む）

総合訓練風景（発電所対策本部）＜(3)-2＞＜主な実績＞
・代替交流電源設備（常設・可搬型）による電源の確保
非常用電源設備が使えない場合に速やかに電源を確保するため，高台保管場所に常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機車）及び可搬型代替交流電源設
備（電源車）を配備し，起動操作，電源ケーブル接続訓練を定期的に実施している（訓練実績：384 回（ガスタービン発電機車），580 回（電源車）(平成 29
年 3 月末までの累計））。
また，代替交流電源設備に不具合が発生することもあり得ると考え，そのときの故障箇所特定及び修理対応の訓練も行っている。

代替交流電源設備（ガスタービン発電機車，電源車）の接続訓練

328

参考１－６（５３／７２）・発電用原子炉及び使用済燃料プールへの注水
全交流動力電源が喪失した場合においても発電用原子炉や使用済燃料プールに注水（放水）ができるよう，可搬型代替注水ポンプ（消防車）を高台に配備し，注水（放水）及びホース接続訓練を定期的に実施している（訓練実績：1,016
回(平成 29 年 3 月末までの累計））。

注水用ホース接続訓練

・重機によるがれき撤去
地震や津波により散乱したがれきや積雪が復旧活動の障害となることを想定し，重機によるがれき撤去訓練を定期的に実施している（訓練実績：4,428 回(平成 29 年 3 月末までの累計））。

重機による障害物の撤去訓練・発電用原子炉及び使用済燃料プールの冷却
発電用原子炉や使用済燃料プールの安定冷却に既設冷却設備が使えない場合に備えて，代替の除熱設備を配備し，プラント近接への車両設置，配管接続訓練を定期的に実施している（訓練実績：586 回(平成 29 年 3 月末までの累計））。

代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニット等の接続訓練329

参考１－６（５４／７２）・可搬型重大事故等対処設備への給油
可搬型重大事故等対処設備（電源車，可搬型代替注水ポンプ（消防車）等）の燃料を 6 号及び 7 号炉軽油タンク（2,040kL）から補給することとしており，
タンクローリーを配備し，タンクローリーへの補給，タンクローリーから可搬型重大事故等対処設備への給油訓練を定期的に実施している（訓練実績：581
回（平成 29 年 3 月末までの累計））。

可搬型重大事故等対処設備への給油

330

参考１－６（５５／７２）＜(3)-3＞
機能ごとに統括を置き，本部長（発電所長）の監督人数を削減

号機班は，号炉ごとに配置※ 緊急時組織の運用については，訓練を通じて改善を図っていることから，今後変更となる可能性がある。

第 1 図 柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災組織の改善※ 緊急時組織の運用については，訓練を通じて改善を図っていることから，今後変更となる可能性がある。

第 2 図 本社の原子力防災組織の改善

331参考１－６（５６／７２）

社内情報共有ツール（チャット）

社内情報共有ツール（ＣＯＰ）※ 緊急時組織の運用については，訓練を通じて改善を図っていることから，今後変更となる可能性がある。

第 3 図 社内情報共有ツール［改善後の効果について］
原子力防災組織を改善したことにより，以下の効果があると考えている。
○ 指示命令系統が機能ごとに明確になる。
○ 管理スパンが設定されたことにより，指揮者（特に本部長）の負担が低減され，指揮者は，プラント状況等を客観的に俯瞰し，指示が出せるようになる。
○ 本部長から各統括に権限が委譲され，各統括の指示の下，各機能班が自律的に自班の業務に対する検討・対応を行うことができるようになる。
○ 運用や情報共有ツール等を改善することにより，発電所対策本部，各機能班のみならず，本社との情報共有がスムーズに行えるようになる。
訓練シナリオを様々に変えながら訓練を繰り返すことで，技量の維持・向上を図るとともに，原子力災害は初期段階における状況把握と即応性が重要であることから，それらを中心に更なる改善を加えることにより，実践力を高めることが可能になると考えている。また,複数プラント同時事故に対応す
るブラインド訓練（訓練員に事前にシナリオを知らせない訓練）を継続する
ことにより,重大事故等時のマネジメント力と組織力が向上していくものと考えている。

332

参考１－６（５７／７２）＜(3)-4＞

原子力事業所災害対策支援拠点（柏崎エネルギーホール）での訓練状況＜資機材運搬＞

原子力事業所災害対策支援拠点（信濃川電力所）での訓練状況＜スクリーニング＞

物資調達・支援に関する個別訓練の状況（本社）＜(3)-5＞

本社対策本部の訓練＜(3)-6＞

本社でのリスクコミュニケーターによる模擬記者会見

オフサイトセンターでの社外対応訓練333

参考１－６（５８／７２）＜(3)-7＞中央制御室における照明の確保（例）334参考１－６（５９／７２）(4)平常時の発電所及び本社組織と直営技術力強化に関する改革
原子力安全を最優先とする組織への見直しと技術力全般の底上げ等の取り組み
により，原子力安全に対する意識・技術力の向上が進んでいる。
＜(4)-1＞＜主な実績＞
コンフィグレーションマネジメントの仕組み構築に向けた検討を実施。
代表系統（ほう酸水注入系）を対象に，当社自身で把握・管理すべき設計要
求事項を改めて明確化した設計基準文書を作成。東京電力として整備する項目は決定し，設計基準文書の骨格について固めた。次いで，原子炉格納容器，
及び地上式フィルタベント設備の設計基準文書を作成。
米国の先行例を参考にしつつ，国内の規制体系や発電所のプラクティスを踏
まえ，改造等により設備に変更が生じる場合や，現場設備と設備構成情報の間に不整合が確認された場合等における変更管理プロセスについて，実際の発電所の業務運営に基づいた詳細変更管理ステップを策定。
設計要求
施設の機能に必要な設計上の特徴やパラメータ
DesignRequirements

物理構成（コンフィグレーション）

複数の要求元からくる要求事項（規制要求、法律、会社の方針、設計上の選択）等

設備構成情報設置された系統、構造
物、機器の状態 （設計コンフィグレーション）

PhysicalConfiguration

Facility
Configuration
Information

機器の作動状態 （運転コンフィグレーション）

図面、仕様書等の設計アウ
トプット文書その他の運転、保全、訓練、調達等の情報（予防保全、
事後保全、校正手順書
等）

コンフィグレーションマネジメントの概念＜(4)-2＞＜主な実績＞
安全性の改善を迅速に進めるため，部品・設備の調達能力を強化。製造中止
品やメーカー撤退品の一部についてリバースエンジニアリングによる基本設計を実施。供用後の部品の調査，設計の考え方，製造品質の確保・維持等の部
品・設備の調達の基本的な手法の確立を目指す。また，国内外の調達方策を分析・評価し，さらなる合理的な調達を進めるために，調達仕様の明確化やそれによる調達先の拡大を検討。

335

参考１－６（６０／７２）

リバースエンジニアリングによる空調機部品（軸受け）の設計・製造（左から，3 次元測定，切断調査，調査し作成した 3 次元図面）＜(4)-3＞＜主な実績＞
緊急時に原子炉を迅速かつ安全に安定化させるためには，事故の状態を速やかに理解し，使用可能な手段を選択していく必要がある。このため，安全上の重要な設備に関する設計，許認可，運転，保守等に精通しているエンジニアを育成して，システムエンジニアとして配置を進めている。
システムエンジニアは，主要な系統について系統監視プログラムを策定し，系統の性能や機能が設計上の要求を満たしているか監視することで，設備の信頼性を確認すると同時に，さらなる向上の余地について検討。
システムエンジニアの教育・資格認定プログラムについて，米国における教育・資格認定プログラムを参考に策定。
システムエンジニアは，教育のためシミュレータを用いたプラントの通常起動時の各種パラメータの挙動を確認すべくプラント運転研修及び監視主要系
統に関する基本項目研修を実施。

システムエンジニアの教育（左：シミュレータを用いた運転訓練，右：主要系統に関する基本項目研修）336参考１－６（６１／７２）

システムエンジニアの育成について，ベストプラクティスを学ぶため，米国
パロ・ベルデ原子力発電所のプラントエンジニアリング部門のディレクター
を柏崎刈羽原子力発電所に招いて，発電所メンバーと意見交換を実施（平成27 年 6 月）。

米国技術者とシステムエンジニアに関する意見交換

柏崎刈羽原子力発電所 6，7 号炉のそれぞれ 8 系統の監視結果を系統健全性
レポートとして報告。また，監視系統を 10 系統から 15 系統に拡大するため，新たに 5 系統の系統監視プログラムを策定するとともに，社内イントラ
ネットに専用のホームページを作成し，系統健全性レポートの共有を開始。

系統健全性レポートを社内イントラネット専用ページで共有開始（例：残留熱除去系の系統健全性レポート）＜(4)-4＞＜主な実績＞
地震等に伴い，空調設備のダクトに亀裂等が生じて性能が低下した場合に備えて，どのような損傷状況や損傷場所であっても対処できるよう，高所作業を想定し337

参考１－６（６２／７２）

た足場の組み立て等の訓練を継続して実施。

空調設備のダクト修理訓練（左：高所作業用の足場組立，右：ダクト破損箇所の紫外線硬化樹脂シートによる補修）

また，電動機の故障を想定し，竪型ポンプ用電動機の取替作業について技能訓
練設備を用いて実施しているほか，安全弁の弁座漏れを想定した分解点検手入
れ，作動試験等の直営作業訓練を実施。

直営による竪型ポンプ用電動機の取替作業

直営による安全弁の分解点検

8,000
7,000
6,000
［人］

5,000
4,000
3,000
2,000

2,129

2,629

3,260

4,016

4,644

5,034

5,713 5,806

6,285

6,732 6,997

1,247

1,000
0

保全員による直営訓練受講者数推移（福島第一，福島第二，柏崎刈羽原子力発電所の合計）

338

7,310

参考１－６（６３／７２）

運転員は，当直組織内に指導者を養成して，電源車の起動訓練や可搬型代替
注水ポンプ（消防車）の接続訓練を継続中。平成 28 年 9 月末で，目標要員
102 名（現場要員 127 名の 8 割）に対し，電源車は 119 名(117%)，可搬型代
替注水ポンプは 117 名（115%）の力量認定者を養成。
電源車の通常の起動に加えて吸排気ダンパ故障時の手動開閉操作についても訓練を実施。さらに運転員訓練班内の指導者力量認定者の養成にも取り組
み，平成 27 年 9 月末で 40 名を養成。

電源車の起動操作訓練

可搬型代替注水ポンプの起動・送水訓練

運転員も設備診断ができるよう力量向上を実施中。柏崎刈羽原子力発電所
6，7 号炉の運転員は，必要な研修を受講し，設備診断の社内認定資格を取得。回転機器の約 140 機器について運転員の直営によるデータ採取を実施中。

運転員の直営によるデータ採取（電動機の赤外線サーモグラフィ診断）＜(4)-5＞＜主な実績＞
柏崎刈羽原子力発電所では，工事を安全に遂行し，設備の健全性を判断できる能力を強化するため，若手社員を対象とした，より実践的な演習訓練339

参考１－６（６４／７２）を開始。
実際の設備点検記録を用いた設備状態の健全性を判断する演習や，火気作
業や高所作業等，特に安全上重要な現場を技能訓練センター内に再現し，意図的に潜ませた不安全箇所に対して，的確な指摘ができることを確認す
る演習等を実施。

工事監理に関する実践的な演習訓練

工事監理員や点検に関わる協力企業の方を対象に，人身災害を踏まえた危険体験研修を実施。墜落や挟まれ等の危険性を体感し，安全対策の重要性を実感することを通じて，工事現場での作業安全に関する感度を向上。

マネキンの手を使用した挟まれ体感

重量物取扱作業における挟まれ体感 電工ドラム不適切扱いによる加熱体感

福島第一原子力発電所における新入社員に対する研修（足場危険体感）340参考１－６（６５／７２）

脚立高所作業の危険体感研修（柏崎刈羽原子力発電所）＜(4)-6＞原子力人財育成センターの設置・活動＜主な実績＞
原子力・立地本部長の元に原子力人財育成センターを設置（平成 28 年 12月 19 日正式発足）。原子力人財育成センターは，ミッションとして「世界最高水準の教育訓練プログラムと訓練環境を提供し人財を育成することによって，比類なき安全の継続的創造に貢献すること」を掲げ，人財育成に取り組んでいる。
SAT に基づいた教育訓練プログラムの構築
原子力人財育成センターでは，国際的ベストプラクティスとして認識されている体系的な教育訓練アプローチ（SAT：Systematic Approach toTraining）を導入し，原子力部門全体の人財育成に必要な教育訓練プログ
ラムを提供する。
SAT に基づく教育訓練プログラムの設計の結果は「レッスンプラン」に，
また教育訓練プログラム構築の結果は「教育訓練体系マップ」に取りまとめる。「レッスンプラン」では，教育訓練プログラムごとに学習目的，講義のポイント，試験方法，時間配分等を明確にすることで，講師間の整合を図る。原子力人財育成センターは，レッスンプランをもとにプログラム
を継続的に改善し，教育訓練の品質を向上させる。「教育訓練体系マップ」には，運転，保全，原子力安全，放射線管理・化学管理，燃料管理，及び共通分野の教育訓練プログラムをマップ形式で整理し，原子力部門の教育訓練体系の見える化を図っている。平成 29 年度から，各分野で「レッスンプラン」に基づく研修を開始する計画である。
育成プランの立案・支援
原子力人財育成センターにて，個人の教育訓練実績に加えて，職務情報（役職につくための力量・資格，職務経験等）を一元管理する人財育成データベースを平成 29 年度に導入する計画である。本データベースにより，職務情報と照らし合わせ，各個人に必要な育成プランを立案・支援する。

341

参考１－６（６６／７２）(5)リスクコミュニケーション能力向上に関する改革＜(5)-1＞＜主な成果＞【立地地域におけるコミュニケーション】
自治体，関係団体や地域住民のみなさまに対し，福島第一原子力発電所の廃炉・汚染水対策や柏崎刈羽原子力発電所の安全対策について，説明会等を通じて積極的なコミュニケーションを実施。
福島県内において，浜通り地区を中心とする 9 市町村の自治体の広報誌に説明用チラシを織り込み，各家庭に送付。また，避難指示が解除された楢葉町
及び解除に向けた準備宿泊が実施されている地域（川俣町，葛尾村，南相馬市）において，見回り活動といった直接対話型のコミュニケーション活動を展開（平成 27 年度第 3 四半期）。

川俣町における見回り活動

福島第一原子力発電所の廃炉事業推進にあたり，放射性物質が飛散する可能性がある原子炉建屋カバー解体工事や，発電所内外での訓練や作業準備のための施設の建設等，地域の方々の関心が高い事項は，随時説明会を開催。説明会を通じて，地域の方々とフェイストゥフェイスで疑問に答えて不安を解消。広野町では 1 号炉原子炉建屋カバー解体工事の現状や，広野町に新たに設置した訓練ヤード設備の概要について説明を実施（平成 27 年 12 月）。

広野町のみなさまへの説明会

342参考１－６（６７／７２）

廃炉・汚染水対策福島評議会11（第 10 回：12 月）では，継続的に情報・コミュニケーションや廃炉・汚染水対策の現状について報告。様々な要望に対し，
各種動画の作成やテーマ別のパンフレット作成等の充実に取り組む。

廃炉・汚染水対策福島評議会

福島県主催の「福島県原子力発電所の廃炉に関する安全確保県民会議12」（平成 27 年度第 5 回：12 月）では，汚染水対策の効果の可視化のほか，2 号炉
原子炉建屋オペフロの全面解体における安全確保等，県民の不安・心配を踏
まえ，放射性物質の飛散防止対策やモニタリングポストによる監視等を徹底。

福島県原子力発電所の廃炉に関する安全確保県民会議

11

平成 26 年 2 月に発足。メンバーは議長（経済産業副大臣）ほか，福島県・周辺自治体，地元関係団体・有識者，規制当局，廃炉・汚染水対策チーム事務局及び東京電力で構成。
12
平成 25 年 8 月に発足。メンバーは，関係 13 市町村，商工・農林水産・観光等の各種団
体，学識経験者で構成。

343

参考１－６（６８／７２）

技術部門と広報部門の連携強化と技術系社員の社外コミュニケーションへの意識を高めることを目的に，福島第一原子力発電所の技術系管理職による
福島広報部駐在研修を継続実施（累計 116 名）。

福島第一原子力発電所の技術系管理職による福島広報部駐在研修実績（人数）

環境改善が進み，福島第一原子力発電所への視察者受け入れに注力。発電所を直接ご覧頂くことで，福島第一原子力発電所に関する理解を深めていただ
けるよう努めている。福島第一原子力発電所事故以降，福島第一原子力発電所の視察者数は，累計で約 26,000 人（平成 28 年 9 月末時点）。

福島第一原子力発電所の視察者数の推移（平成 23 年度以降，累計 25,948 人（平成 28
年 9 月末時点））

344

参考１－６（６９／７２）

新潟本社及びソーシャル・コミュニケーション室では，新潟県内の女性を対象とした意見交換会を県内で開催。「柏崎刈羽原子力発電所の安全対策について理解が深まった」，「高レベル放射性廃棄物の課題について詳しい話を聞きたい」等の声をいただいた。

新潟エリアにおける女性のための意見交換会【インターネットを活用したコミュニケーション強化】
原子力関係の分かりやすい情報発信のため，写真や CG を活用した動画を活用。平成 27 年度第 3 四半期は，12 本の動画を公開。J ヴィレッジでの記者会見時に「リスクコミュニケーターによる現地レポート」と題した動画を活用する等，伝わる広報を意識した取り組みを展開。
SNS（ソーシャル・ネットワーク・サービス）を活用した情報発信を促進。
当社公式フェイスブックでは，「RC シリーズ」を公開（平成 27 年 8 月）。
リスクコミュニケーターが毎月 2 件程度記事を投稿する等，福島第一原子力発電所関連のリスク情報をはじめ，幅広く当社原子力関係の情報発信を強化。

クロフツ室長によるフェイスブックの開設【海外とのコミュニケーション】
在京大使館に対し，東京電力からの案内や個別の要請に基づき，廃炉・汚染水の状況を説明（平成 27 年度第 3 四半期は海側遮水壁閉合に合わせて海水への影響について非常に関心が高い韓国大使館，ロシア大使館，台北駐日経345

参考１－６（７０／７２）

済文化代表処を訪問）。
ソーシャル・コミュニケーション室長，福島第一廃炉推進カンパニー運営統括部広報部長，福島広報部リスクコミュニケーター等が英国セラフィールド社を訪問し，先方のコミュニケーション活動をベンチマーク。セラフィールド社広報部門トップとの意見交換を通じ，今後の協働方針を確認。合わせて，
セラフィールドが立地している地域の関係者が参加する WCSSG（ウェスト・カンブリア・サイト・ステークホルダー・グループ）会議に陪席。立地地域のステークホルダーとの関係構築について調査し，廃炉や廃棄物管理といった特有の状況に応じたコミュニケーション活動を確認。

ウェスト・カンブリア・サイト・ステークスホルダー会議

・ 福島第一原子力発電所事故の教訓を共有し，原子力安全の向上及び国際的な廃炉活動に貢献することを目的としたパネルディスカッション（平成 28 年
2 月，米国ワシントン DC ナショナル・プレスクラブ，米国原子力エネルギー協会（NEI）等が開催）において，当社原子力・立地本部長が，福島第一原子力発電所での 5 年間の取り組みと進捗，この中で感じている地域との協力，コミュニケーションの重要性について説明。本パネルディスカッションには，
米国 PBS 放送で福島原子力事故ドキュメンタリーを作成指揮したマイルズ・
オブライエン氏，マリア・コースニック米国原子力エネルギー協会 COO，原子力改革監視委員会デール・クライン委員長（元米国原子力規制委員会委員長）等が参加。
・ 世界の原子力産業界における原子力安全の向上に向けた取り組みについて，
国際的な理解を深め，共有するために開催された第 4 回福島フォーラム（平成 28 年 3 月，東京，JANSI,INPO,WANO の共催）において，当社福島第一廃炉推進カンパニープレジデントが福島第一原子力発電所の現況について，当社
原子力・立地本部長が福島原子力事故の教訓を踏まえた安全性向上の取り組
みについてプレゼンテーションを行い，参加者との質疑を実施。本フォーラ
ムには，米国，カナダ，欧州，中国，韓国，日本等から約 110 名が参加。

346

参考１－６（７１／７２）

ナショナル・プレスクラブでの講演

福島フォーラムでの講演【リスクコミュニケーターの力量向上】
新任リスクコミュニケーターに対して，記者会見や各種説明会を想定した模擬プレゼン研修を継続実施中。
リスクコミュニケーターの論理的思考力の向上，リスクコミュニケーション
能力のさらなる醸成，相手の意見を良く聞き，その立場や考え方を理解すること等を目的として，ディベート形式を取り入れた討論会を開催（平成 27
年 10 月）。多様な意見を出し合う中での視野の拡大や一般の方にも分かりやすい論旨の展開等ポイントについて習得。

ディベート形式の研修（左：慎重派チーム，右：審査員チーム）

347

参考１－６（７２／７２）

・ 意思決定手法の知見を深めるとともに，レピュテーションリスクに対する事
例検討を目的として，リスクコミュニケーターを対象とした集合研修を開催（計 4 回，39 名参加）。

事例検討におけるグループディスカッション【福島第一原子力発電所で測定する全ての放射線データの公開】「全ての放射線データを公開する」という方針（平成 27 年 3 月公表）のもと，ホームページでのデータ公開範囲を順次拡大し，平成 27 年 8 月からは
データの全数公開（年間約 70,000 件）。
放射線データの公開にあたり，社会やメディアから関心が高いテーマについて，データや帳票の羅列にとどまらないよう留意。

海側遮水壁閉合に伴い，作業の要点を簡潔に説明した資料

348

（参考２）免震重要棟・防潮堤等の審査対応の問題とその原因と対策
I．緊急時対策所の審査対応の問題
１．事象の概要
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉の設置変更許可申請時には，免震重要棟を緊急時対策所としていた。その後，審査の過程において免震重要棟だけで許可を取得することは困難と判断し，剛構造の構築物である原子炉建屋内に緊急時対策所を追加設置することとした。
原子炉建屋内に緊急時対策所を設けることとなったとはいえ，免震重要棟は新潟県中越沖地震
相当の地震には十分に耐える設備であること，また地震以外の原因で発生した原子力災害に対しては緊急時対策所として有効に活用できることから，条件に応じた免震重要棟の活用方法について審査を受ける方針であった。
しかしながら，本年 2 月 14 日の審査会合において，免震重要棟が新潟県中越沖地震に対して耐えること，過去の免震重要棟の耐震解析の有効性について的確な説明を行うことができなかったことから，免震重要棟の耐震性と当社の説明の信頼性に大きな疑義を持たれることとなった。
その結果，原子力規制委員会より，これまでの申請資料の不備と審査に臨む姿勢等について強いご指摘を受けるに至った。こうした当社の一連の対応により，審査の遅延を招き，原子力規制委
員会，原子力規制庁殿に多大なご迷惑をおかけするとともに，新潟県の皆さまをはじめとする社会の皆さまにも多大なるご心配をおかけし，ご不安を与えることとなった。
この点を深く反省し，問題に至った事象を時系列で整理し，問題点を抽出して，原因を明らかにする。

２．時系列の整理問題に至った時系列は以下のとおり。
2007 年 7 月 16 日
2008 年 1 月

新潟県中越沖地震発生

免震重要棟の設計開始：建設部構造技術グループ

当時，免震重要棟は建築基準法に準拠して設計
建築基準法上要求される各種地震動の 1.5 倍を用いて設計
新潟県中越沖地震で観測された地表面の加速度を用いて，許容変位内に収まることを確認
2008 年 8 月

免震重要棟の大臣認定取得

2008 年 10 月

建築確認済証交付

2008 年 10 月

免震重要棟着工

2009 年 12 月

免震重要棟竣工

2010 年

免震重要棟竣工（福島第一原子力発電所：6 月，福島第二原子力発電所：3 月）

2011 年 3 月

東北地方太平洋沖地震が発生，福島第一原子力発電所にて事故が発生

2013 年 7 月

新規制基準発効349

2013 年 9 月

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉設置変更許可申請：建築耐震グループ

耐震設計に適用する基準地震動 Ss-1～7 を定めてこれらを記載
原子力発電設備は，これら基準地震動に耐える設計とする方針を記載
ただし，免震重要棟は基準地震動 Ss-1～7 に基づく評価ではなく，「免震機能により十分な耐震性を確保する」と記載。設置変更許可申請書への記載内容は下記のとおり（緊急時対策所）
第三十四条

（略）

適合のための設計方針
本原子炉施設について，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した
場合に中央制御室以外の場所からも必要な対策指令又は連絡を行うため，発電所敷地内に緊急時対策所を設ける。
具体的には，第六十一条への適合のための設計方針に記載のとおりである。
（緊急時対策所）
第六十一条

（略）

適合のための設計方針
1 及び 2 について
（1）耐震性・耐津波性
緊急時対策所を設置する事務建屋免震重要棟は，免震機能により十分な耐震性を確保するとともに，津波による浸水影響を受けない場所に設置する。
12.10

緊急時対策所

12.10.2

設計方針

緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合において中央制御室以外の場所からも必要な対策
指令又は連絡を行うことができるよう，次に示す設計とする。
（1）耐震性・耐津波性
免震機能により十分な耐震性を確保するとともに，津波による浸水影響を受けない場所に設置する。
2013 年 12 月

審査対応の目的で基準地震動による解析を実施（以下「2013 年審査対応用解析」という。
）（Ss1～5：柏崎刈羽原子力発電所建築（第一）グループ，Ss6,7：原子力設備
管理部建築耐震グループ）
基準地震動 Ss-1～7 を免震重要棟建屋基礎下に直接入力して評価
短周期が卓越した Ss-2,3 には許容変位量(75cm)を下回り，大きな長周期成分を持つ Ss1,4,5,6,7 では許容変位量(75cm)を超えることを確認
これらの結果を，建築耐震グループマネージャが，原子力設備管理部長に報告
2014 年 2 月

社内にて 3 号炉へ緊急時対策所の追設を決定：原子力設備管理部長が意思決定。

原子力・立地本部長が承認。
他電力発電所の適合性審査会合での議論を鑑みると，建屋の耐震性，収納機器の耐震性能双方への適合性説明について当社説明が受け入れられないと判断
このため，3 号炉原子炉建屋内に緊急時対策所を追加設置することとした350

2014 年 4 月

免震重要棟の耐震性を向上させることを目的に，地盤改良やダンパーの追加設

置等の補強検討解析を実施（以下「2014 年補強検討用解析」という。
）（柏崎刈羽原子力発電所建築（第一）グループ）
所長から「免震重要棟の耐震性を確保するように」との指示を柏崎刈羽原子力発電所
建築（第一）グループが受け，補強検討を実施
建屋基礎下の地盤改良を含む耐震補強策の検討のため，解放基盤表面を仮定して，基準地震動 Ss-1～7 を入力し評価
基準地震動 Ss-1～7 の全てについて，許容変位を上回る結果を得た
西山層以深の地盤データは近接する１号炉原子炉建屋下のデータであった
2014 年 11 月

第 159 回審査会合にて，今後の緊急時対策所について以下のとおり説明

３号炉原子炉建屋内緊急時対策所を設置すること
施設の内容は，緊急時対策所の審査会合にて説明すると原子力設備管理部長が報告
2015 年 2 月

第 193 回審査会合にて，３号炉の緊急時対策所及び免震重要棟の耐震性を緊急時対策所プロジェクトマネージャが説明
免震構造は，発電施設に大きな影響が生じる可能性がある短周期地震に対して優位性を持っていること非常に大きな長周期地震動に対して，一部の基準地震動に対しては通常の免震設計のクライテリアを満足しない
免震重要棟は建築基準法告示で規定されている地震動の 1.5 倍の地震力に相当した耐震性を持っている設計だが，短周期地震に対しては高い耐震性を有している
なお，審査会合資料には下記のような記載がある

６．８

免震重要棟内緊急時対策所の耐震性について

免震重要棟は建築基準法告示で規定される地震動を 1.5 倍した地震力に対応した耐震設計がなされている。そのため，原子炉建屋等発電設備に大きな影響が生じる可能性がある短周期地震に対しては高い耐震性を有していると言える一方，非常に大きな長周期成分を含む一部の基準地
震動に対する評価としては通常の免震設計クライテリアを満足しない場合があり，その際には構造物・設備の損傷が発生する可能性があると想定される。
具体的には，概略評価として基準地震動を免震重要棟基礎面に直接入力した評価を行い，免震装置（積層ゴム）の設計目標値（75cm）を超える変位が発生し，建屋上屋側面と基礎部分が干渉（クリアランスは 85cm）すると評価している。
この記載は「2013 年審査対応用解析」の結果を基礎とした記述となっている。なぜならば，免震重要棟の耐震性向上策の検討を目的とした「2014 年補強検討用解析」は，①免震重要棟には西山層以深の地盤データがなく近接する１号炉原子炉建屋のデータを流用したものであること，②地盤と建屋の相対変形が 4m を超えており，解析コー
ドの適用限界を超えていると解釈したこと等，その解析の精度や信頼性が劣ると考えたためである。つまり，「2013 年審査対応用解析」と「2014 年補強検討用解析」について，その精度や信頼性等を総合的に考慮した結果，上記の記載としたもの。緊急時対策所プロジェクトマネージャが原案を作成し，前任の建築技術グループマネージャが

351

確認
なお，審査においては 2013 年審査対応用解析，2014 年補強検討用解析の具体的な結果は提出していない
この時に，免震重要棟だけで新規制基準を満たすことは難しいことから，３号炉原子炉建屋内に緊急時対策所を追加設置し，免震重要棟と併用する案を緊急時対策所プロ
ジェクトマネージャが提案
2016 年 10 月

緊急時対策所を３号炉から５号炉に変更：原子力・立地本部長が意思決定

2016 年 12 月

第 422 回審査会合にて，免震重要棟の使用可否判断について説明

免震重要棟の使用条件として，変位量識別用ポール（75cm）と免震重要棟基礎部地震計の震度が 7 未満であることを防災安全グループ課長が，説明2017 年 2 月 14 日 第 442 回審査会合にて，緊急時対策所の位置付けについて，原子炉安全技術
グループメンバが説明
免震重要棟と５号炉原子炉建屋内緊急時対策所の 2 箇所で一つの緊急時対策所の機能を満足するとの方針を議論していただいた
議論では，次の 2 点を説明
免震重要棟だけでは新規制基準を満たすことは難しいこと
緊急時対策所の使い分けの判断基準として，免震重要棟の使用条件「免震重要棟の変位量識別用ポール（75cm）に損傷なし，若しくは，免震重要棟の地震計が震度 7 未満」を提示（原子炉安全技術グループメンバ）

変位量識別ポールの設置状況

変位量識別ポール

これらの説明の中で，2013 年審査対応用解析と 2014 年補強検討用解析について具体
的に建築技術グループマネージャが解説
これまでの「一部の基準地震動に対する評価としては通常の免震設計クライテリアを満足しない場合があり，その際には構造物・設備の損傷が発生する可能性があると想定される」という説明と異なるので，事実関係と審査対応で今後同様の問題を生じないための原因と対策を提出するように指示を受ける【参考】緊急時対策所の設計に関わる体制
緊急時対策所の設計は，本社の原子力設備管理部に在籍するプロジェクトマネージャのもとで，図１に示す組織が検討に当たってきた。具体的には，原子力設備管理部の原子炉安全技術グループ（事故時の有効性，被ばく評価），設備技術グループ（居住性確保に関する設備設計），建築技術グループ（建屋設計），原子力耐震技術センター建築耐震グループ（建屋耐震評価）
，原子力運

352

営管理部の防災安全グループ（緊急時の運用，要員），放射線管理グループ（放射線管理の手段と手順），発電所の第一保全部建築（第一）グループ（建屋詳細設計），原子力安全センター防災
安全部防災安全グループ（緊急時の運用，要員の詳細検討）が分担して技術検討をしている。なお，免震重要棟の設計は旧建設部が行い，現在は発電所に引き継がれている。

図 １

緊急時対策所の設計に関わる体制

３．問題点の抽出
時系列の整理から，2015 年と 2017 年の審査会合の問題点を抽出した。
2015 年 2 月 10 日

「一部の基準地震動に対して・・・満足しない」との表現を用

審査会合

いて，他の基準地震動に対しては新規制基準に適合するかのような説明となった。
「2014 年補強検討用解析」結果を示さなかった。

2017 年 2 月 14 日

2015 年の説明に用いなかった「2014 年補強検討用解析」を，

審査会合

適切な説明もなく提示した。
免震重要棟が新潟県中越沖地震レベルの地震に耐えることを端的に説明できなかった。
他の関係者が問題を防ぐことができなかった。

353

４．原因の分析
以下，問題の原因とその背後要因を分析した。（背後要因図：参考２－１）
2015 年 2 月の審査会合「一部の基準地震動に対して・・・満足しない」との表現を用いて，他の基準地震動に対しては新規制基準に適合するかのような説明となった原因
前任の建築技術グループマネージャが 2015 年 2 月の審査会合で「一部の基準地震動に対する評価としては，通常の免震設計クライテリアを満足しない場合があり・・・」との表現を用いて，他の基準地震動に適合するような説明を行った。
その原因は，先ず，前任の建築技術グループマネージャは，当初の申請内容を改めて，原子炉建
屋内に緊急時対策所を設置する理由を説明することが目的であるため，基準地震動のいくつかに対して免震重要棟が許容変位を超えることを説明すれば，追設の必要性を説明する理由として十分であると考えていた。
前任の建築技術グループマネージャは，説明の根拠としていた「2013 年審査対応用解析」は，基礎下に直接地震動を入力しており，規制要件に準拠した手法ではなかったが，免震重要棟がクライテリア（変位が 75ｃｍ以下に収まること）を満足しないことを示すためには使用できると考えた。
さらに，前任の建築技術グループマネージャは，新規制基準では，全ての地震動に対し要求される基準を満足することが必要であり，一部の基準地震動に対して要求される基準を満たしたとしても緊急時対策所としては認められないことも承知していた。
このため，「一部の基準地震動に対して・・・満足しない」との表現で，免震重要棟は新規制基準を満足せず，３号炉原子炉建屋内に緊急時対策所を追加する必要性を説明できると考えた。
なお，前任の建築技術グループマネージャがこの定性的な表現で説明をとどめてしまい，資料提出のための確認過程でも具体的な解析方法や結果の記載を加えなかったのは，組織として体系的，定量的に説明する姿勢が足りなかったからである。
なお，免震重要棟は，竣工以降，緊急時対策本部として位置付けられ，免震重要棟を用いた緊急時対応訓練や免震重要棟の使用可否判断と使用できない場合の 3 号炉原子炉建屋内緊急時対策
所への立ち上げ訓練等を実施してきた。また，組織内に何があっても緊急時対応に免震重要棟を使わなければならないという考えはなかったが，新潟県中越沖地震に耐える耐震性能を持ち，福島第一原子力発電所事故においても有効に事故対応に利用された免震重要棟を使用可能な条件下においては有効活用する方針であった。
「2014 年補強検討用解析」結果を示さなかった原因
次に，前任の建築技術グループマネージャは，免震重要棟の耐震性向上策の検討を目的とした解析が以下の理由により，計算自体が正しい結果を示していないことから，審査の根拠とするには適切ではないと考えて，免震重要棟の耐震性向上策の検討を目的とした「2014 年補強検討用解354

析」を採用しなかった。
西山層以深の地盤データは近接する１号炉原子炉建屋下のデータであり，実際の地盤デー
タとは異なるものを使用している。
変形が４ｍ以上と，極端に大きな結果となっており，解析の信頼性が劣ると考えた。
なお，2015 年 2 月の時点で，当社は，免震重要棟と３号炉原子炉建屋内緊急時対策所の使い分けの判断について，「地震を起因とする重大事故以外の事象について使用する。地震が発生した
場合は，建物の使用可否を判断した上で使用する。
」としており，解析によって，どこまでの地震にもつか検討を行うよりも，免震層の変位量が目標変形量 75cm 以下に保たれたことを確認することで，使い分けの判断を容易にすることが必要であると考えた。
2017 年 2 月の審査会合
2015 年の説明に用いなかった「2014 年補強検討用解析」を，適切な説明もなく提示した原因
2016 年夏に建築技術グループマネージャを引き継いだ者は，今回の審査会合では，部分的ではあっても，基準地震動への適合性が論点になると認識していたため，これまでに得られていた解析結果を全て提示すべきと考えた。
また，建築技術グループマネージャは，2017 年の 2 月初旬にグループメンバから「2014 年補強検討用解析」を知らされたばかりで，2015 年の説明時の根拠としなかった理由を知らず，その妥当性について十分な吟味もしなかったからであった。
さらに，妥当性の吟味が迅速に行えなかった背景に，設計や意思決定の根拠として，解析の情報を管理，保管，共有する仕組みが足りなかった。
次に，説明の一貫性を確認する立場にあった緊急時対策所プロジェクトマネージャによる事前確認も不十分であった。その原因は，新規制基準に適合した緊急時対策所を構築する総括責任は緊急時対策所プロジェクトマネージャにあるとの認識が不足し，審査において適切な説明を準備することへの注意が十分に払われなかったからである。
さらに，緊急時対策所プロジェクトマネージャが，十分な役割を発揮できていない背景に，プロ
ジェクトマネージャの職位がマネージャレベルの場合，他の同列のグループマネージャに対して強い指導力を発揮し難い状況があった。
このため，組織内に「2014 年補強検討用解析」の目的や結果に技術的に問題があるとの認識が共有されないまま，解析結果の存在だけが認識され，原子力設備管理部長も「2014 年補強検討用解析」に技術的に問題があるとの認識がないまま，情報公開を優先し，提示すべきと考えた。
他の関係者が問題を防ぐことができなかった原因
当社関係者の中には，「2014 年補強検討用解析」を採用していなかった理由を説明する必要性に気付いた者もいた。それにも関わらず，問題を防ぐことができなかった原因の一つは，本社，発電所の複数のグループが合同で検討している体制であり，各々の責任感が希薄になったからであった。各組織の管理者は細分化された分掌範囲の検討に終始し，全体であるべき姿を追求する

355

という意識が欠けていた。
また，説明の充実が必要と考えた関係者も，資料の充実，変更の提案をしなかった。その原因は，資料が準備されたのが審査会合の直前で，確認と修正のための十分な時間が取れなかったからである。その背景には，審査対応に十分な人員を配置できていない状況があった。そのため，問題を事前に共有して，適切な説明を準備することができなかった。
免震重要棟が新潟県中越沖地震レベルの地震に耐えることを端的に説明できなかった原因
建築技術グループマネージャは，免震重要棟が設計時に通常の建築基準法の要求以上の厳しい条件に対して評価していることは承知していたが，新潟県中越沖地震レベルに対して耐えるというためには，それだけでは不十分と考え，回答を逡巡した。
実際には，設計時に新潟県中越沖地震の観測小屋の記録を用いて評価しており，耐えることを確認していたが，建築技術グループマネージャは過去のこの評価結果を知らなかった。
建築技術グループマネージャが過去の評価結果を知らなかったのは，昨年夏の着任以降は 5 号
炉の緊急時対策所の設置に注力していたため，免震重要棟の耐震性能をレビューする余裕がなかったためである。さらに背景要因として，設計や意思決定の根拠として，解析の情報を位置付
け，管理，保管，共有する仕組みがなかったことから，解析の条件を網羅的に把握できなかったことも挙げられる。
一方で，「2014 年補強検討用解析」と同様に，新潟県中越沖地震の質問の回答でも，審査会合に同席した者の中には，建築技術グループマネージャが質問の意図を取り違えていることに気付いた者もいた。例えば原子力・立地本部長や原子力設備管理部長や他の建築技術者は，担当者の回答に疑問を感じていた。しかし，専門家の担当者が説明していること，ほかにも修正の発言ができる技術者がいることから，何らかの理由があるのかも知れないと考え，発言を逡巡した。

356

【参考】

免震重要棟の設計について

１．はじめに新潟県中越沖地震発災時において柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策拠点であった事務本館については，躯体に大きな損傷はなかったものの，天井，間仕切り壁，天井垂れ壁等の非構造部材
や給排水・空調設備が損傷し，復旧活動や業務継続に，少なからず支障を生じることとなった。
柏崎刈羽原子力発電所の免震重要棟は，この経験を踏まえ，地震をはじめとした災害発災時に，緊急時対策拠点として活用することを期待して設置した建物である。
一方で，東北地方太平洋沖地震発災時には，新潟県中越沖地震の経験も踏まえ，福島第一原子力発電所及び福島第二原子力発電所の緊急時対策所として，それぞれ免震重要棟が整備されていたため，原子力事故を起こし未曾有の復旧作業にあたる必要があった福島第一原子力発電所では，余震におびえることなく，復旧作業に専念することが可能となり，本日に至るまでの廃炉作
業につなげることができたと考える。
柏崎刈羽原子力発電所においては，こうした福島第一原子力発電所，福島第二原子力発電所で経験した教訓を活かし，免震重要棟及び５号炉原子炉建屋内緊急時対策所を緊急時対策拠点として併用して整備することで，多重性・多様性をもった緊急時対応が可能となると判断し，これまで種々の説明をしてきた。
以降に，柏崎刈羽原子力発電所免震重要棟の概要を説明する。

357

２．建屋概要

免震重要棟外観パース【免震重要棟概要】
・延床面積：3,970 ㎡

地上２階・構造種別：ＳＲＣ造（一部Ｓ造）・入力地震動（設計用）：告示基盤波，既往波，サイト観測波（①，②）①１号炉基礎マット観測記録に基づく検討②観測小屋の観測記録に基づく検討
・免震装置目標変形量：75cm 以下
・免震層クリアランス：85cm
・免震装置：鉛プラグ入り積層ゴム 1,500φ×8 基，剛すべり支承 32 基

鉛プラグ入り積層ゴム図

剛すべり支承図358

３．設計概要
免震重要棟は，設計当時最大規模の積層ゴムを採用する等，日本でもトップクラスの耐震性能を有している。
また，免震建屋の性能の一つでもある許容水平変位も 75cm と大きく，一般の免震建屋に比べても高い耐震性能を有している設計となっている。
一方，地震時の居住性は，国が定める「建築基準法告示波」の 1.5 倍の地震動に対しても，上部構造の応答加速度が 1/3～1/4 となっている。

免震重要棟

東西方向断面図359

４．設計に用いた地震波
採用地震波については様々な地震の特性に対応した設計とするため，告示基盤波３波及び既往
波３波を採用した。
加えて，2007 年新潟県中越沖地震における柏崎刈羽原子力発電所１号炉の基礎マット上の観測
記録波及び基礎マット上の観測記録の 1.5 倍，観測小屋の観測記録についても設計において考慮することで，発電所内で観測された地震波への耐震安全性を確認している。
採用地震波一覧表

基礎入力の加速度 766Gal が免震重要棟

免震層（免震装置）で減衰する
ことで 200Gal 以下となる。
階数

表層地盤

番神砂層

△基礎下端レベルT.M.S.L+9.2m

基礎下直接入力（既往波３波、サイト観測記録）

既往波及びサイト観測記録については、建屋基礎下に地震波を入力し、地震応答解析を実施

古安田層▽工学的基盤位置（Vs=400m/s）T.M.S.L.-43.00m（G.L-56.00m）

応答加速度 （単位：Gal）

工学的基盤位置入力（告示波３波）

RFL
２FL
１FL
GND

EL-L2 TA-L2 HA-L2 KH-L2 KK-L2 KR-L2
142
145
146
143
196
164
131
127
129
138
192
162
141
142
142
142
196
164
766
745
500
273
313
313

K1
K1*1.5 観測小屋
178
196
217
167
189
176
193
679
1020
889

告示波３波については、工学的基盤位置（Vs=400m/s）に地震波を入力し、地盤増幅の特性を考慮した解析を実施

地震波の入力イメージ

最大応答加速度（単位:Gal）
免震層の最大水平変位-（単位:cm）
免震層の変位

EL-L2
24.0

TA-L2
22.0

HA-L2
22.9

KH-L2
29.0

360

KK-L2
57.6

KR-L2
41.2

K1
43.0

K1＊1.5
70.1

観測小屋
55.9

５．新潟県中越沖地震に対する耐震性について
免震重要棟の耐震安全性について，先ず，一般の事務所本館が新潟県中越沖地震の時に一部損傷したものの，構造物としては揺れに耐えた。そのため，事務本館を上回る耐震性を持つ免震重要棟は，新潟県中越沖地震クラスには十分な耐震性を有していると判断している。
上記の根拠をａ，ｂに示す。
ａ）柏崎刈羽原子力発電所の事務本館は，新潟県中越沖地震により，天井，間仕切り壁，天井垂れ壁等の非構造部材や給排水・空調設備が損傷し，復旧活動や業務継続にあたり，少なからず支障を生じたものの，躯体に大きな損傷はなかった。
ｂ）柏崎刈羽原子力発電所の免震重要棟は，新潟県中越沖地震の経験を踏まえ，一般に免震建物等に求められる地震動の 1.5 倍及び新潟県中越沖地震の観測記録を想定地震動として設計を行っており，新潟県中越沖地震で非構造部材の損傷を受け，緊急時対策所としての機能が一部損なわれた教訓を踏まえて計画されているため，事務本館より耐震安全性が高い。

発災直後の事務本館建物

天井材の落下什器の転倒（２階事務室）

窓ガラスの破損361

６．2013 年（審査対応用解析）及び 2014 年（補強検討用解析）の解析モデルについて
基準地震動 Ss に対する 2013 年及び 2014 年解析の評価モデルを以下に示す。

◆2013年解析（建屋基礎下に基準地震動Ssを直接入力したケース）
免震重要棟

表層地盤

基礎下端レベルT.M.S.L+9.2m

基礎下直接入力（2013年解析）◆2014年解析（解放基盤表面から基準地震動Ssを入力したケース）
免震重要棟

免震重要棟新設時の地盤調査に基づく地盤条件

表層地盤△基礎下端レベルT.M.S.L+9.2m

番神砂層△地下水位レベルT.M.S.L.約+7.0m

古安田層△西山層上面レベルT.M.S.L.-43.00m

西山層

転用

解放基盤

△解放基盤表面レベルT.M.S.L.-284.0m

解放基盤表面入力（2014年解析）

362

号炉原子炉建屋地盤モデル

1II．防潮堤の審査対応の問題
１．事象の概要
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の新規制基準適合性審査における地盤の液状化評価方針の審査は 2016 年 2 月に開始されたが，審査の進捗に伴い，液状化評価の際に参照していた道路
橋示方書を適用対象となる 20m 以浅の層だけでなく，それより深い古安田層も評価対象にすることが必要になった。このため，荒浜側防潮堤直下の地盤を強化する方策について，2016 年 8月から 9 月に検討したが，液状化特性等に関わる十分なデータがなかったこともあり，強化策
が合理性を欠くと判断し，３号炉原子炉建屋内に設置を計画していた緊急時対策所を，５号炉原子炉建屋内に変更する方針を 10 月に決定した。
道路橋示方書の適用に関する問題を早く予見し，リスクを組織内で共有することができていれば，地盤強化策以外の対策により早い段階で方針転換できたと考えられる。
２．時系列の整理問題に至った事象を時系列に整理すると，次になる。
2011 年 10 月

柏崎刈羽原子力発電所において，荒浜側防潮堤の設計条件に関する意思決定（技術検討書の承認）
技術検討書の作成は，柏崎刈羽原子力発電所土木（第一）グループ，土木（第二）グループ，建築（第一）グループ。
設計条件は，基準地震動及び津波波力（津波浸水高（T.P.+15m）×3 倍の静水圧）に対して終局限界状態（塑性耐力）で機能を維持するという限界状態設計法を採用
2013 年 7 月

新規制基準の制定

防潮堤等の津波防護施設は，「耐震 S クラス」に分類され，許容限界は「終局耐力時の変形に対して十分な余裕を有すること。ただし，地震・津波後の再使用性にも留意すること」を要求2015 年 7 月

関西電力高浜地点の審査

先行審査の状況を確認し，液状化強度は試験結果の「下限値相当」，津波防護施設の許容限界は「弾性」の設定で構造物への液状化影響を検討することを確認した
関西電力は，津波防護施設等の埋戻土層について地盤改良等の追加対策工事を実施
2016 年 2 月

土木耐震グループマネージャは，審査ガイドに引用されている道路橋示方書に基づき，20m 以浅の比較的新しい地層（埋戻土層）が液状化検討の対象層と考えていた
ところ，ヒアリングにおいて，基準地震動が大きいこと等を踏まえて，古安田層に対する液状化の説明を求められた。
2016 年 5 月

当社（土木耐震グループマネージャ）は，液状化試験結果に基づき，古安田層が液状化しないことを説明したが，判断根拠について規格・基準類を用いて説明することが求められる。
2016 年 7 月 12 日 当社（土木耐震グループマネージャ）は，古安田層の砂層について，詳細設
計段階において基準地震動 Ss に対する液状化に関する詳細な検討を行うことを審査会合で表明。翌日から，土木耐震グループマネージャは古安田層の砂層に関する液状363

化の解析を開始。
2016 年 8 月

土木耐震グループマネージャは，古安田層の液状化を考慮した場合における荒浜側防潮堤直下の地盤強化策について，8 月 4 日から，ケーススタディを開始（原子力
設備管理部長に適宜進捗報告をしつつ，9 月末まで継続）。
2016 年 9 月 8 日

当社（土木耐震グループマネージャ）は，古安田層についても液状化を考慮するという設計方針を審査会合にて表明。
2016 年 9 月 28 日～10 月 3 日

土木耐震グループマネージャが地盤強化策の検討結果を，

原子力設備管理部長，原子力・立地本部長に報告。
2016 年 10 月 6 日 原子力・立地本部長が，対策案が合理性を欠くと判断し，当社（原子力設備管理部長代理，緊急時対策所プロジェクトマネージャ，土木耐震グループマネージャ
ほか）は，防潮堤を自主設備として，３号炉に計画していた緊急時対策所を５号炉に移す検討を指示。
2016 年 10 月 13 日 当社（緊急時対策所プロジェクトマネージャ）は，審査会合にて，防潮堤を自主設備とすることと，３号炉に計画していた緊急時対策所を５号炉に移すことを表明。
2016 年 10 月 27 日 当社（土木耐震グループマネージャ）は，地盤強化策を行わないという条件
で，荒浜側防潮堤の基礎杭の支持性能が液状化の影響により不足するという計算結果
を，審査会合で説明。

３．問題点の抽出
時系列の整理から，問題点を抽出した。
2016 年 5 月

審査会合において，道路橋示方書及び既存の液状化試験結果に基づいた評価
方針が認められない可能性を認識した段階で，評価方針変更に伴うリスクを関係者間で共有できていれば，早期に，液状化の解析を開始し，防潮堤の補強策や３号炉から５号炉に緊急時対策所を変更する判断をすることができた。

４．原因の分析
上記の問題点について，問題の原因とその背後要因を分析した。
（背後要因図：参考２－２）
土木耐震グループマネージャは，新潟県中越沖地震後に実施した液状化強度試験結果は，「深部の地層では液状化はしない」というものであり，審査ガイドで参考規格・基準類とされる道路橋
示方書の液状化対象層は埋戻土層のみの考え方と同様であり，説明を重ねることで，道路橋示方書に基づく評価方針は認められると考え，柏崎刈羽原子力発電所の基準地震動に対し適用するに当たっては相応の根拠が必要となる認識を持っていなかった。
しかしながら，審査において当社の主張が認められない場合，防潮堤に対する大規模な追加工事が必要となる場合を，経営層を含む審査対応関係者全体で共有していれば，早期に古安田層を液状化評価対象とした解析が開始され，関係者間で代替案を検討し，審査への影響を抑制できたと考えられる。

364

この背後要因としては，審査において当社主張が受け入れられない場合の対応策を積極的に検討する仕組みがなかったことがあげられる。

365III．荒浜側のドライサイト維持に関わる審査対応の問題
１．事象の概要
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉の津波防護方針の審査は 2016 年 2 月に開始されたが，放水路等に設置した浸水防止設備については，支持地盤の液状化の可能性を考慮すると，基礎地盤の支持性能が失われることが判明した。そのため，浸水防止設備の間接支持構造物である放水路
等の支持地盤の地盤改良等の対策と，浸水防止設備の機能が期待できないことを想定した浸水量評価の双方の検討を進めることとした。
2016 年 8 月，浸水量評価の結果から，３号炉原子炉建屋内緊急時対策所用の電源車位置における浸水深は 15cm で，電源の確保とアクセス性に影響がないことと判断したことから，放水路及び構内排水路からの地震による浸水を許容し，これに対しては内郭防護により防護するとする
当社の津波防護の考え方（津波防護方針の変更）を議論するため，8 月 15 日のヒアリング資料に浸水量評価結果を記載した。他の審議案件の議論の進捗により，ヒアリングにおける浸水量評
価の議論ができないまま，9 月 1 日のヒアリングにおいて，浸水を許容した時点で基準に適合しない旨のご指摘をいただいた。ご指摘を踏まえ，9 月 5 日のヒアリングには，浸水防止設備への対策工事を実施し，ドライサイトを達成することを説明した。
一方，8 月 29 日には，屋外アクセスルートのヒアリングが実施されたが，津波防護方針の変更について説明することがなかったため，双方の審査における説明に大きな齟齬が発生した。

２．時系列の整理問題に至った事象を時系列に整理すると，次になる。
2013 年 1 月 25 日 荒浜側取水路系に溢水対策を施す方針について，所長が承認
2015 年 6 月 23 日 荒浜側取水路系に加えて，荒浜側放水路等に溢水対策を施す方針について，所長が承認
2016 年 2 月 10 日 第 317 回のヒアリングで，津波防護方針を説明
荒浜側については津波の遡上を考慮していることを説明
荒浜側防潮堤の設計で十分な支持力のある地盤への設置に関するご指摘があった2016 年 2 月 23 日 浸水防止設備の方針決定
原子力設備管理部長が機器耐震技術グループマネージャと土木耐震グループマネージ
ャからの報告を踏まえ，次の方針を決定（報告）放水路等に設置した浸水防止設備は，支持地盤の液状化の影響によっては，「基準津波及び耐津波設計方針に係る審査ガイド」の「基礎地盤の支持性能」を満足で
きないこと
（報告）
「基準津波及び耐津波設計方針に係る審査ガイド」では，地震による屋外循環水系配管等の損傷により敷地内へ津波及び系統設備保有水が溢水する等の事象を想定
し内郭防護を構築することとされており，地震による浸水防止設備の損傷による浸水に対しても同様に内郭防護で対処することが可能と考えていること（方針）浸水防止設備の間接支持構造物である放水路等の支持地盤の地盤改良等の対策と，浸水防止設備の機能が期待できないことを想定した浸水量評価の双方を検討す

366

ること
2016 年 3 月 16 日 第 350 回のヒアリングで，津波による損傷の防止を説明
緊急時対策所の防護の観点で，荒浜側も建屋と水路が浸水経路とならないことの説明が必要とのご指摘があった2016 年 3 月 17 日 浸水量評価と地盤改良対策の方針決定
原子力設備管理部長が機器耐震技術グループマネージャと土木耐震グループマネージ
ャからの報告を踏まえ，次の方針を決定（報告）浸水量評価の概略検討の結果，３号炉原子炉建屋周辺で 36cm の浸水量となる見通しであること（報告）地盤改良工事の概要（方針）６号及び７号炉の審査においては浸水量評価の精度を高めて説明すること，将来の１号炉の審査のためには地盤改良等の対策が必要であることから，地盤改良工
事の具体化もあわせて検討すること2016 年 4 月 4 日

第 358 回のヒアリングで，津波防護方針を説明

浸水防止設備の間接支持構造物の機能維持についてご指摘があった
支持構造物の設計方針及び運用方法について説明すること
蓋状構造物に対する津波荷重の考え方について説明すること2016 年 8 月 9 日

8 月 15 日のヒアリングの方針決定

原子力設備管理部長が，機器耐震技術グループマネージャと土木耐震グループマネー
ジャからの報告を踏まえ，次の方針を決定（報告）液状化等の影響で，放水路等の浸水防止設備の間接支持構造物の支持性能が期待できない箇所について，内郭防護の溢水源として実施した浸水量評価によると，3号炉原子炉建屋内緊急時対策所用の電源車位置における浸水深は 15cm で，電源の確保とアクセス性に影響がないこと（方針）上記報告内容をもって，放水路及び構内排水路からの地震による浸水を許容し，内郭防護により防護するとする津波防護方針をとるという当社の考え方を規制庁殿と議論すること
2016 年 8 月 15 日 第 394 回のヒアリングで，津波防護方針を説明
浸水量評価の資料を提出したが，他の審議に時間を要し，説明の機会はなかった（提出資料：KK67-0098 改 04）
2016 年 8 月 25 日 第 407 回のヒアリングで，津波防護方針を説明
浸水量評価に関する資料を提出したが，他の審議に時間を要し，説明の機会はなかった
津波防護に関する施設の設計は，先行プラントの例に倣い，要求機能，機能設計，構造
強度設計について整理し，許容限界を確認するよう指示があった
当社は，閉止板や止水壁は浸水防止設備であるが，液状化評価方針を踏まえると，基準
地震動に対して機能を期待できない旨を説明2016 年 8 月 29 日 第 410 回のヒアリングで，アクセスルートに関するコメント回答を実施
屋外アクセスルートについて，斜面の崩落評価等の土木関連のコメント回答を実施したが，浸水量評価については説明しなかった2016 年 9 月 1 日

第 413 回のヒアリングで，液状化評価方針を説明

367

当社が津波による敷地内浸水評価を行っていることについて，敷地内に津波を到達させないことが基準要求であり，浸水を許容した時点で基準に適合しない旨のご指摘があった。
そのほかに「津波を外郭防護内に到達させないという目的を達成していない時点で不適合」，「漏水は許されるが，浸水は許されていない」，「ドライサイトは新規制基準の機能要求である」等のご指摘があった2016 年 9 月 5 日

第 417 回のヒアリングで，液状化評価方針を説明

前回ヒアリングのご指摘を受けて，浸水防止設備については対策工事を実施し，ドラ
イサイトを達成する旨説明。
これまでの審査対応を踏まえ，当社に対し，次の指示があった対策工事の実施内容，設計の成立性，施工の成立性について説明すること新手法による説明を試みる際は，その手法が不可とされた場合の手段を検討しておくこと
組織の縦割りを是正し，事業者として社内確認のなされた説明を行うこと
耐震関連の資料の提出においては，社内の SA 設備担当者等のレビューを受けること2016 年 9 月 8 日

第 398 回の審査会合で，液状化評価方針を説明

浸水防止設備の間接支持構造物（放水路等）の支持地盤についてご指摘があり口頭にて，地盤改良を実施する旨を回答
2016 年 9 月 12 日 9 月 15 日のヒアリングの方針決定
原子力設備管理部長が，浸水防止設備の放水路等の間接支持構造物に関する地盤改良工事について詳細を説明する方針を決定
2016 年 9 月 15 日 第 432 回のヒアリングで，津波防護方針を説明
浸水防止設備の間接支持構造物（放水路等）に関する地盤改良工事の詳細を説明

３．問題点の抽出
時系列の整理から，問題点を抽出した。
2016 年 8 月

8 月 15 日に提示した津波防護方針の変更について，耐震関連の審査における説明と設備関連の審査における説明に大きな齟齬が発生してしまった。

４．原因の分析
上記の問題点について，問題の原因とその背後要因を分析し（背後要因図：参考２－３），以下の２つの原因が判明した。
津波防護方針の審査対応者は，規制要求を拡大解釈してしまい，荒浜側の敷地内において地震による浸水を許容しても新規制基準に適合できると考えた。
津波防護方針の審査対応者の一部は，アクセスルートの審査にも参加していたが，津波防護方針の審査で説明を行っていない事案を他の審査で説明すべきではないと考えた。
上記の背後要因は，新規制基準の解釈において当社の主張に過度にこだわったこと，説明の齟齬が審査に与える影響の大きさを認識できなかったことがあげられる。

368

しかしながら，審査の対応方針を適切に決定するためには，経営層に対して適切な状況報告がな
されることが必要である。
したがってこの問題の組織要因として，防潮堤と同様に，審査に係る論点となる課題を迅速に共有する明確な仕組みがなかったことがあげられる。

369

IV．耐震設計の審査対応の問題
１．事象の概要
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の新規制基準適合性審査における耐震設計の基本方針の審査は 2016 年 2 月に開始されたが，他プラントを含めた工認で適用例のない新たな耐震評価手法を採用する場合は，設置許可の断面で審査が必要であるとのご指摘を受けた。先行プラントの審査状況をよく注視していれば，耐震設計の新手法が設置許可の段階で説明すべきものと予見し，より早い段階から準備ができたと考えられる。
２．時系列の整理問題に至った事象を時系列に整理すると，次になる
2007 年 7 月 16 日
2009 年

新潟県中越沖地震発生

既工認と異なる新潟県中越沖地震のシミュレーション解析結果を踏まえた建屋地震応
答解析モデルによる評価を実施
旧原子力安全・保安院及び原子力安全委員会の審査を受け，柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉を再稼働。以降，柏崎刈羽原子力発電所６号炉，１号炉，５号炉と順次再稼働。

2011 年 3 月

東北地方太平洋沖地震が発生，福島第一原子力発電所にて事故が発生

2013 年 7 月

新規制基準の制定

2015 年 9 月 15 日 関西電力美浜３号炉の審査会合において，「審査資料提出予定について」を実施
最新知見を反映した耐震評価手法の説明に向けた対応について説明2016 年 2 月 3 日

初回耐震設計ヒアリング2016 年 2 月 9 日

審査会合において，規制庁殿より，以下のご指摘を受けた

既設工認，先行審査で用いられていない手法については，事業者が論点提示のうえ設
置許可段階で説明すること
当社の準備不足であり，他社の審査情報をしっかり見ること
2016 年 3 月 8 日

審査会合において，規制庁殿より，以下のご指摘を受けた新手法を採用するに当たってはその手法の妥当性や保守性等慎重に審査する必要がある2016 年 4 月 27 日 原子力規制委員会臨時会議において，更田委員長代理が以下のとおり発言「耐震設計の審査に関して東電の対応が遅かった（３月になっていきなり新手法を取ると言ってきた）」
規制委員会からは，関西電力の審査を見ていれば，今回の耐震設計の解析手法が重要になり設置許可の段階で説明するものと予見できたはずとの認識を示された。
2017 年 2 月 28 日 これ以降，耐震設計の基本方針に係る主要な論点についてご説明させて頂いた

３．問題点の抽出
時系列の整理から，問題点を抽出した。

370

2016 年 2 月

適用例のない耐震評価手法を採用するにあたり，説明資料の準備（妥当性や保守性の説明）が不足していた。

４．原因の分析
上記の問題点について，問題の原因とその背後要因を分析した。
（背後要因図：参考２－４）
先ず，適用例のない耐震評価手法を採用するにあたり，説明資料の準備（妥当性や保守性の説明）が不足していたのは，原子力設備管理部長，耐震設計担当箇所の建築耐震グループマネージャ，
土木耐震グループマネージャ，機器耐震技術グループマネージャが，詳細な差異説明は設置許可段階では論点とならず，工事計画の審査の段階ですれば良いと考えていたからであった。
次に，原子力設備管理部長と耐震設計担当箇所のグループマネージャがそう考えたのは，第一に先行電力の中で伊方３号炉の審査過程は確認していたが，伊方３号炉では耐震評価が論点となっていなかったからであった。
第二に，先行電力の中で高浜１，２号炉や美浜３号炉の審査過程の詳細を，確認していなかったからであった。
第三に，2009 年の新潟県中越沖地震のシミュレーション解析結果を踏まえた建屋地震応答解析
モデルによる評価を実施した。しかし，本手法は旧原子力安全・保安院及び原子力安全委員会の審査を受けており，本手法は確立された手段だと考えていたからであった。
さらに，第二の高浜１，２号炉や美浜３号炉の審査過程の詳細を確認していなかったのは，一つには他プラントの審査状況の確認するための人員を配置できていなかったからであった。もう一つには規制庁の審査過程におけるコメントや指示を，関係者に適切に展開できなかったから
であった。

371

V．当社の審査対応の問題
１．４つの審査対応に共通する要因
緊急時対策所，防潮堤，荒浜側，耐震設計の 4 つの審査対応の問題においては，以下の点が共通する背後要因として存在した。
審査に係る論点となる課題を経営層を含む審査関係者全体で迅速に共有する明確な仕組みがなかった
体系的，定量的に説明する姿勢が十分でなかった
当社は，本申請を行うにあたり，原子力設備管理部長を総括責任者とし，総括管理者（全体事務局）を設備計画グループマネージャとする申請書作成体制を構築した。その上で，各々の申請書作成担当に責任を持つプロジェクトマネージャ，グループマネージャを指名した。さらに，設備計画グループと土木調査グループをそれぞれ設備・安全系と地震・津波系の事務局として配置した。
しかしながら，免震重要棟の背後要因にあるように，社内の複数の部と発電所にまたがる検討体
制においては，グループマネージャ級のプロジェクトマネージャは，全体を統括して技術を統合する強い指導力を発揮できなかった。
また，審査・ヒアリングの議事録は，各審査の関係者に周知，共有され，総括責任者の原子力設備管理部長の承認を得ていたが，経営層を含む審査対応者全員に迅速に周知，共有されたかという観点では，十分な仕組みが構築されなかった。そのため，一部の審査によっては，重要なリス
クが共有されないこととなった。
その結果，審査やヒアリングにおいて，原子力規制庁から，説明の整合性の確保や先行審査における論点の反映等を繰り返し求められることとなった。
先行審査を進めた他事業者の審査体制等を調査したところ，部長クラスを審査対応に専任させた上で審査に関わる全ての情報が集まるようにしている，あるいは，審査対応に係る専属チームを配置し，審査書類を作成する発電所とヒアリング，審査会合対応の主体となる専属チームの役割を明確に分ける，さらには審査専任の部長クラスの職員をほぼ全ての審査に出席させる等していることが確認された。このような事態において，マネジメント層は，他社に学び，審査対応に係わる体制を強化すべきだった。

２．これまでの審査対応の問題点と対応
2017 年 2 月 23 日の第 445 回の審査会合において，これまでの審査対応の問題点として以下のようなご指摘を頂いた。
これまでの審査において，大きく以下の 5 項目について課題があると考えられることから，これらに関する対応について説明すること
体系的・定量的な説明をすること
先行プラントの議論をよく把握すること372

先行との差異や従前の説明から変更したことについては，明示的に説明すること重要な情報について共有すること
各担当は自分の守備範囲を守ろうとし過ぎて全体を見渡すことができていないと考えられるため，全体を把握する人を配置すること
上記の課題は，これまでの当社の審査において繰り返しご指摘を受けていたものの代表になるが，ご指摘を受けた以降，以下のような活動により対応を図ろうとしてきた。
体系的・定量的な説明についてはご指摘を受けて以降，審査担当箇所が関係するパートへの影響範囲を把握し資料への反映を行うとともに，他パートについてもご指摘の内容を共有
し反映を行ってきた
先行プラントにおける審査状況の把握については，他社審査会合の YouTube 配信の視聴，審査会合資料の確認を適宜行い，当社との相違点については他社へ個別に問い合わせを行い，当社資料への反映を実施してきた差異の説明については，他社との相違点について他社の説明ロジックを確認した上で，当社の考えを説明すること及び前回からの変更箇所を明示した上で説明することに努めてきた
組織間における情報共有については，必要なインプット情報については社内発信文書に加え，適宜メールや会議の場においても共有を図ってきた全体を俯瞰した議論については，原子力設備管理部長を審査対応の総括責任者に据えて審査に臨んできた
しかしながら，上記のような対策は，主に担当者・審査対応ラインが個別で実施してきたため，個人の力量・感度に頼っていた部分が大きく，組織としての改善に繋がらなかったものと反省し
ている。

373

VI．対策１．これまでの技術面での許認可対応組織の変遷
2007 年 4 月

原子力設備管理部を設置

効率的な技術検討，許認可対応を行うために，設備に関する設計管理を一元化した。
原子力設備管理部内に，土木，建築関係のグループを配置。
2007 年 10 月

新潟県中越沖地震対策センターを設置

新潟県中越沖地震を受けて，迅速に地震対策を強化するため，原子力設備管理部内に新潟県中越沖地震対策センターを設置。耐震関係の技術対応力を強化。
センター長は機械系エンジニアが就任。
センター内には，地質・地質構造の分析，地震動評価，建築物の耐震評価，機器の耐震評価のグループを設置。
一般の土木，建築関係の業務は，原子力設備管理部内に土木，建築グループを残して対応。
2010 年 6 月

新潟県中越沖地震対策センター長に建築系エンジニアが就任

2011 年 2 月

原子力耐震技術センターを設置

2011 年 3 月

福島第一原子力発電所事故発生

原子力設備管理部が主体となり技術的な面の事故対応を実施。
原子力設備管理部長と耐震技術センター長の間の連携面での懸念を持たれる。
2011 年 6 月

福島第一安定化センターを設置

原子力設備管理部長が安定化センターの総合計画部長を兼務。
その他発電所の設備関連業務は部長代理が代行。
2011 年 12 月

原子力設備管理部長と安定化センター計画部長の兼務を解消

原子力設備管理部長に原子力系エンジニアが就任。
原子力設備管理部の福島第一原子力発電所関連のエンジニアリング業務支援は継続。
2012 年 8 月

耐震技術センター長に機械系エンジニアが就任

耐震技術センターとの連携を改善するため，プラント系エンジニアを選任。
2013 年 3 月「福島原子力事故の総括および原子力安全改革プラン」公表

事故の背景要因として，津波評価担当，安全担当，設備設計担当相互の協働姿勢に課題があったことを指摘（“福島原子力事故の総括および原子力安全改革プラン”P18 参照）。
2013 年 7 月

原子力設備管理部長に機械系エンジニアが就任

プラント系と耐震技術系の連携をさらに強化するため，原子力設備管理部長が耐震技術センター長を兼務。
2013 年 8 月

原子力耐震技術センターの執務場所の変更

これまで物理的に距離があった耐震技術センターのオフィスを原子力設備管理部本体と同じ場所にして，連携の強化を図った。
2013 年 9 月

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉新規制基準適合性審査申請

2014 年 4 月

福島第一廃炉推進カンパニー設置

廃炉推進カンパニー内にプロジェクト計画部を設置し，廃炉のエンジニアリングの責任箇所との役割を明確にした。

374

原子力設備管理部は既存原子力発電設備のエンジニアリングに注力。
2016 年 12 月

原子力人財育成センターの設置

これまで不足していた技術面の体系的な教育の強化を図るため，福島第一原子力発電所を含む全てのサイト共通の教育機関を原子力・立地本部長の元に設置。
本社内，発電所からの審査対応応援。12 月：25 名，1 月：15 名，2 月～：50 名2017 年 2 月

土木，建築部門の総括責任者を指名

連携強化を狙い原子力設備管理部長が耐震技術センター長を兼務していたが，土木，
建築関連グループ間の連携が弱くなったため，取りまとめ責任者を明確化。
2017 年 2 月

申請書類全般の整合性確認箇所の明確化

これまで不足していた審査書類全般の整合性確認を，原子力設備管理部長の指揮の下で，原子力設備管理部と柏崎刈羽原子力発電所原子力安全センターが協働で実施することとした。

体制

H19年度
H20年度
H21年度
H22年度
H23年度
H24年度
H25年度
H26年度
H27年度
H28年度
１Ｑ ２Ｑ ３Ｑ ４Ｑ １Ｑ ２Ｑ ３Ｑ ４Ｑ １Ｑ ２Ｑ ３Ｑ ４Ｑ １Ｑ ２Ｑ ３Ｑ ４Ｑ １Ｑ ２Ｑ ３Ｑ ４Ｑ １Ｑ ２Ｑ ３Ｑ ４Ｑ １Ｑ ２Ｑ ３Ｑ ４Ｑ １Ｑ ２Ｑ ３Ｑ ４Ｑ １Ｑ ２Ｑ ３Ｑ ４Ｑ １Ｑ ２Ｑ ３Ｑ ４Ｑ

原子力本部長原子力設備管理部長

土木技術GM

建築技術GM

新潟県中越沖地震対策セン
ター所長

H22.6
b 本部長

a 本部長
H19.4

H23.6

H22.6
d 部長

H19.4
Ａ ＧＭ

H26.6
c本部長
H23.12e部長

H19.11

H25.6
姉川 尚史

Ｅ ＧＭ

H26.7

H20.7
Ｆ ＧＭ

Ｃ ＧＭ

H21.7

H26.7
Ｈ ＧＭ

Ｉ ＧＭ

H28.7
Ｊ ＧＭ

H22.6
eセンター長fセ ンター長H23.2

原子力耐震技術センター長建築耐震GM

Ｄ ＧＭ（土木耐震Ｇ 兼務）

H23.7
Ｇ ＧＭ

H19.10

土木耐震GM

川村 慎一

H23.7
ＢＧＭ

H19.4

姉川 尚史

f

H20.7
Ｋ ＧＭ

H22.7
Ｌ ＧＭ

H24.8
川村 慎一

H23.7

H25.6
川村 慎一 （ 兼務）
H25.7

Ｍ ＧＭ

H20.7
Ｎ ＧＭ

Ｄ ＧＭ
H25.7
Ｊ ＧＭ

H26.7
Ｎ ＧＭ

H28.7
Ｏ ＧＭ

図 2：許認可対応組織と責任者・担当者の変遷

２．即効的な対策（１）規制対応向上チームの設置（他電力からの学び）
個別案件ごとの審査対応の担当部署や管理者から独立して，規制基準に精通した数名の要員からなる規制対応向上チームを新設。役割は以下のとおり。
①

審査資料が体系的，網羅的，定量的な説明になっていることの確認と指導②

審査での指摘事項の申請書類への反映の確認③

審査を通じた一貫性ある説明，データになっていることの確認④

他社で議論された論点の精査と当社資料への反映の確認⑤

他社と異なる方針や従前と異なる方針を出す場合の変更点の明確化・確認⑥

審査対応方針に曖昧さが残る場合の規制庁確認⑦

審査会合，ヒアリング，その他規制庁との議論を踏まえた論点整理と社内共有。
（次項審査
情報共有会議の主催と論点報告）375

（２）審査情報共有会議（他電力からの学び）
目的：適切な情報共有・連携が不足していたことにより，不十分な審査対応となってしまっ
たこと，ひいては地元をはじめ社会の皆さまへご迷惑をおかけしたことを反省し，経営レベ
ル，上位管理者間で審査状況の論点，課題を共有するために毎日開催し，当社論理に過度に固執せず，柔軟・迅速な審査対応，情報発信を行えるようにすること
参加者：原子力・立地本部長，土木・建築室長，所長，本社部長，新潟本部，原子力設備管理部プロジェクト統括，原子炉主任技術者（３）審査方針確認会議（他電力からの学び）
目的：審査における論点の確認と対応方針の確認を毎日行い，複数グループにまたがる案件の関係者間で方針に齟齬を生じさせないこと
参加者：本社原子力・立地本部の各部長，発電所ユニット所長，関連部長，各安全対策のプ
ロジェクトマネージャ，審査対応に関連しているグループマネージャ（４）プロジェクト統括の配置（免震重要棟事例を踏まえた対策）
目的：プロジェクトマネージャの活動を強化するため，４名のプロジェクト統括ごとに，複数のプロジェクトを分担所掌し，プロジェクトマネージャの活動を確認・支援する４名のプロジェクト統括は以下の分野から選出
安全技術関係
土木関係
建築関係
電気・機械技術関係
プロジェクト統括は，各々が選抜された技術分野の審査書類全般のレビューを実施する
審査における議論や他社の先行審査の状況から課題を早期に予見し，審査情報共有会議で報告する
技術分野の異なるプロジェクト統括が専門領域を超えて頻度高く議論を重ねて連携を強化することにより，組織横断的なプロジェクトマネージャの活動を円滑化する
あわせて，プロジェクト統括の連携を通じて，土木建築系技術部門とプラント系技術部門の情報共有，意思疎通を改善する（５）プロジェクトマネージャの責任と権限の強化（免震重要棟事例を踏まえた対策）
プロジェクトマネージャが，担当案件の責任と権限を有することを職位記述によって明文化して，強化する審査会合における案件に応じた説明は担当するプロジェクトマネージャが実施する

３．原子力安全改革の加速
当社は 2013 年 3 月に定めた原子力安全改革プランに基づき，福島原子力事故の原因となった組
織と人的課題への対策を立案し，改革を進めている。

376

改革の進行状態を四半期ごとに確認して必要な修正を加えているほか，2016 年 3 月には改革開始後 3 年が経過したことから改革状況の自己評価を実施している。そこでは，組織のガバナン
ス，人材，コミュニケーションのそれぞれに弱点があり，さらに改革の加速に努めている。一連の審査対応の問題も，これら３つの課題と重なる部分が多く，それぞれの改革加速のための活動を以下に述べる。

（１）組織のガバナンスの強化
課題
組織のトップやミドルマネジメントが，守るべき事項を組織内に徹底していない
上司からの指示の受け止めが甘い担当者，その状況のモニタリングやフォローアップが不十分な上司がいる
上位の管理者は，指示や命令の背景を対話によって組織全体に浸透させ，納得した状態で実行させる力が不足している
組織全体の課題を俯瞰・共有できていないことから，組織間，個人間で業務の優先順位の整合性が取られず，重要課題の解決が効率的に行われない
改革加速の取り組み
原子力部門全体の業務遂行の仕組みを確立すべく，「マネジメント・モデル・プロジェクト」
を 2016 年 7 月に発足
プロジェクトメンバは，当社の運転，保全，技術等主要 9 分野の専任スタッフ 10 名と，米国を中心にした海外専門家 11 名で構成
原子力部門全員が目標や相互の役割について共通の理解を持って業務に取り組めるように，個々の業務の位置付けや相互の関連を明文化する
マネジメントモデルでは，業務の遂行状況を確実にモニタリングし，フォローする仕組みも構築（２）人財育成

課題
中央制御室床下ケーブルの分離不良等，安全設計の基本的事項が教育されていないことが明らかになった
教育訓練への十分な人員配置がなされず，部門ごとの OJT に依存し過ぎて，体系的な教育
訓練がなされていなかった世界の優れた原子力事業者は等しく，「人財育成を重要な課題とする」という不変の原則のもとで業務遂行を行っている

改革加速の取り組み
人財育成については，原子力・立地本部長の元の組織として機能及び体制を強化し，重点的に要員を配置することとした
2016 年 7 月から原子力人財育成センターの設立準備が本格化し，2016 年 12 月 19 日に正式発足した。原子力人財育成センターは，個人に対する技術力強化やミドルマネジメント層へのマネジメント力向上に向けた教育訓練を統括する。

377

電気や機械や，土木や建築等の技術分野や設備別のエンジニアではなく，安全上の重要な系
統全体について，設計，許認可，運転，保守等の全分野に精通しているシステム・エンジニアの育成を進める。
システム・エンジニアは，関係する技術分野間の連携や整合を図る機能も果たす。

（３）エンジニアリングセンターの設置

課題
エンジニアリングを担当する要員が，本社と各発電所に分散配置されている。
本社と発電所の組織間のギャップにより，情報共有の不足が生じて，安全対策の実現や現状の課題解決のためのエンジニアリングが効果的に行われていない。

改革加速の取り組み
本社と発電所に分散しているエンジニアリング機能及び業務を原子力・立地本部長の元のエンジニアリングセンターに統合する
エンジニアリングセンターが概念・基本設計，詳細設計を全て実施する体制とし部門間の情報共有不足を解消する（４）構成管理の強化
課題
緊急時対策所の審査対応の問題の背後要因として，試算結果等の管理が個人あるいは担当
箇所だけの管理に委ねられていることがある。

改革加速の取り組み
設備の設計及び許認可の根拠となる仕様値，解析の根拠とその判断，要求条件への適合性の根拠等を，設計基準文書にまとめて社内で共有するとともに，検討の進捗や新たな知見の追加に対応して，常に最新の状態に維持すための構成管理を強化する。

（５）内部コミュニケーションチームの設置
課題
複数の部署にまたがる横断的なプロジェクトの遂行時に，円滑なコミュニケーションが部署間で行われていない。
改革加速の取り組み
部門間のコミュニケーションを改善・強化するため，社外専門家を招へいし，内部コミュニ
ケーションチームを設置する。

４．対策の有効性評価とその公表
以上の対策を速やかに実施するとともに，原子力・立地本部長のもとで，品質保証部門，原子力設備管理部長，各プロジェクト統括が，対策が有効に機能していることを当面の間，毎月確認する。さらに品質保証規程で定めるマネジメントレビューでの確認も行い，四半期ごとに，原子力安全改革プラン進捗報告で公表する。

378

VII．審査書類総点検の取組
2017 年 2 月 28 日の原子力規制委員会臨時会議における審査書類の総点検指示について，以下の２つの取組を行う。

（１）議論が必要となり得る論点の抽出
先行電力の審査会合に提出されたコメント回答リストを確認し，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉として新たな論点となるような事案がないかを確認する。その際，コメントリストの記
載内容だけで十分な確認ができない場合は，説明資料の確認あるいは関係者への確認を行う。
上記確認の結果，新たな論点が確認された場合は，社長をトップとする会議体で対応方針を含め速やかに経営層との情報共有を行う。
また，原子力規制庁に対しては，論点と説明資料の提出時期を記載した資料を速やかに提出させて頂き，準備ができしだい順次審査を頂く。
審査の結果は，下の（２）審査資料の信頼性向上で示した活動に従い，速やかに「まとめ資料」に反映する。

（２）審査資料の信頼性向上
審査資料の信頼性向上を図るため，以下の活動を行う。
新たな論点を含め，これまでの審査結果を「まとめ資料」に反映「まとめ資料」への反映が完了次第，各プロジェクト統括の確認を受ける
前項で抽出された論点とそれに係る当社の主張が明示されていること
審査で確認された事項の記載に漏れがないこと
他条文と記載の整合がとれていること「まとめ資料」に基づき「補正書」及び「先行電力との比較表」の作成
原子力発電保安委員会及び原子力発電保安運営委員会の構成委員による確認
原子力発電保安委員会及び原子力発電保安運営委員会による「補正書」審議「まとめ資料」，「補正書」，「先行電力との比較表」の提出

以

379

上

免震棟

参考２－１

背後要因
前任の建築技術GMは、2015.2の建築技術GMが2017年2月14日の審査会合にて、免震重要棟の耐震についてこれまでと異なった説明をし、申請内容に疑義を生じさせた審査会合で「一部の基準地震動に対する評価としては、通常の免振設計クライテリアを満足しない場合があり・・・」との表現を用いて、他の基準

体系的、定量的に説明する姿
勢が十分でなかった

地震動に適合するような説明をした（報告書問題点：2015-1）

原子力・立地本部長：本部長
原子力設備管理部長：設備管理部長
建築技術グループマネージャ：建築技術GM
緊急時対策所プロジェクトマネージャー：緊急時対策所PM
前任の建築技術GMは「2014年
補強検討用解析」結果を示さなかった（報告書問題点：2015-2）

前任の建築技術GMは、2014
年度解析は、仮定からも結果
からも技術的に妥当な計算ではないと考え、審査の根拠とするには適切ではないと考えた

建築技術GMが、2015年の説

建築技術GMは、2月初旬にグ

明時の根拠としなかった「2014年

ループ員から「2014年補強検討

建築技術GMは「2014年補強検設計根拠や意思決定の根拠と補強検討用解析」を十分な説明用解析」を知らされたばかりで、討用解析」の妥当性について十して、解析の情報を管理、保管、なく提示した2015年の説明時の根拠としな分な吟味をしなかった

共有する仕組みが足りなかった（報告書問題点：2017-1）

かったことを知らなかった

本社、発電所の複数のグループ

緊急時対策所PMはグループマ

説明の一貫性を確認すべき緊急緊急時対策所プロジェクトメンバ

が合同検討している体制であり、ネージャ級であり、他のマネー時対策所PMの事前確認が不十全員で、問題を事前に共有して

緊急時対策所PMはその間の連ジャーに対して強い指導力を発分であった

説明を準備することができなかった携を適切に図れていなかった

揮し難かった

（報告書：直接原因）（報告書暑：背後要因）

関係者の中には「2014年補強検討用解析」を2015年の説明

本社、発電所の複数のグループが各組織の管理者が細分化され時の根拠としなかった理由を説明

合同検討している体制であり、た分掌範囲の検討に終始し、すべきと考える者も居たが、問題各々の責任感が希薄になった全体であるべき姿を追求するとを防ぐことができなかった（報告書：直接原因）

いう意識が欠けている（報告書問題点2017-3）

審査に係る論点となる課題を経
営層を含む審査関係者全体で迅速に共有する明確な仕組みがなかった「2014年補強検討用解析」は審査に係る論点となる課題を経

説明の参考情報でしかなかった

営層を含む審査関係者全体でことから、資料を準備したのが審迅速に共有する明確な仕組みが査会合の直前であったなかった

建築技術GMは「2014年補強検建築技術GMは「2014年補強検設計根拠や意思決定の根拠と討用解析」の妥当性について設討用解析」の妥当性について十して、解析の情報を管理、保管、備管理部長に説明しなかった

分な吟味をしなかった

共有する仕組みが足りなかった

説明の充実が必要と考えた関係者も、資料の充実、変更の提案をしなかった

設備管理部長は、「2014年補強検討用解析」に技術的に問題があるとの認識がないまま、情報公開を優先し、提示すべきと考えた

建築技術GMは、免震重要棟が2017年2月14日の審査会合にて当社

通常の建築基準法の要求以上のは、免震重要棟免震重要棟が新潟県

厳しい条件に対して評価しているこ

中越沖地震レベルの地震に耐えることがとは承知していたが、新潟県中越

できると端的に説明できなかった

沖地震レベルに対して耐えるという（報告書問題点：2017-2）

ためには、それだけでは不十分と考建築技術GMは、設計時に新設計根拠や意思決定の根拠と潟県中越沖地震の観測小屋のして、解析の情報を位置付け、記録も用いて評価し、耐えること

管理、保管、共有する仕組みがを確認していたことを知らなかった

なかった

え回答を逡巡した審査会合に同席した者の中には、建築技術GMが新潟県中越沖
地震レベルの地震に耐えることができると説明しなかったのを不審に思った者が居たが、代わりに説明することができなかった（報告書問題点：2017-3）

本部長、設備管理部長、他の建築技術者は、建築技術GMが「耐える」と回答しないことに疑問を感じたが、専門家である建築技術GMが「耐える」と回答しないことから、何らかの理由があるのかも知れないと考え、発言しな
かった

380

防潮堤

参考２－２

背後要因
防潮堤の液状化の審査に８ヶ月を要した(2016年2月~10月)
さらに、緊急時対策所を3号炉から5号炉に変更することになり、審査の大幅な手戻りを生じさせた

原子力・立地本部長：本部長

本部長は9月28日と10月4日の報告を受け、防潮堤の地盤強化対策は時間をかけて慎重に検討すべきと考え、緊急時対策所
を3号炉から5号炉に変更するこ

古安田層の液状化評価の結果が厳しいと把握できたのが、9月16日とだった

液状化評価には2,3ヶ月の時間が
必要だった

ととした
土木耐震GMは7月12日の審土木耐震GMは「道路橋示方

液状化評価の着手が7月12日以査会合までは、古安田層を液書」の規定が古安田層の液状降となってしまぅた状化評価対象とする必要はない

化を否定する根拠になると考えと考えていたていた

原子力設備管理部長：設備管理部長

土木耐震GMは、既往の地震動を根拠にした「道路橋示方書」を
基準地震動に対し適用する場合
は、相応の根拠が必要になると認識しなかった土木耐震GMは、「道路橋示方書」の適用範囲について、早期に社外の専門家の意見を求めなかった

土木耐震グループマネージャ：土木耐震GM

土木耐震GMは、中越沖地震後に実施した液状化試験の結果も古安田層の液状化を示唆するものではなかったことが「道路橋示方書」の妥当性の根拠になると考えた

当社は、先行する高浜の2015
年7月の審査で液状化防止のために大規模な地盤改良が必要になった事例を適切に参考にできなかった

土木耐震GMは、液状化試験の

土木耐震GMは、先行審査で試験条件が基準地震動に相当し20mより深い層や古い地層が液ていたことを示すことにより、液状化

状化評価対象からの除外が認めら試験の妥当性の根拠になると考えれた事例がなかったので、慎重にていた

考えるべきであった

他グループの土木技術者は、高土木耐震GMは、高浜の地盤浜の事例や審査序盤の規制庁と改良は杭基礎が岩盤まで打ちの議論を踏まえ、古安田層を液込まれておらず、埋戻土層内に

土木耐震GMは、上部構造物状化評価対象としないのは難し

支持するものであり、古安田層の支持力だけの問題だけではなく、

いと土木耐震GMに意見したが、に相当する地層もなかったことか

慎重な液状化評価が必要にな

設備管理部長には意見が伝わらら、古安田層を液状化評価対ると考えるべきであったなかった

象とすべきとの考えにはならなかっ

他グループの土木技術者は、責任箇所以外の者が設備管理部長に意見を言うことを躊躇した

本部長、設備管理部長は、他の土木技術者の意見を求めなかった

2016年2月のヒアリングで基準
地震動が大きいこと等を踏まえた古安田層に対する液状化の説明を求められたが、設備管理部長も耐津波方針審査対応
関係者も、液状化解析の必要審査に係る論点となる課題を経営層を含む審査関係者全体で迅速に共有する明確な仕組みがなかった性を認識しなかった

土木耐震GMは、2016年5月の審査会合で「道路橋示方書」に基づいた評価方針が認められない可能性も認識したが、評価
方針変更の影響を関係者に共有しなかった。（報告書問題

審査に係る論点となる課題を経営層を含む審査関係者全体で迅速に共有する明確な仕組みがなかった点）

2016年7月の審査会合において、
緊急時対策所を3号炉から5号

古安田層の液状化対策の検炉に変更する方針を示すことがで討が実施されていなかった

きなかった

土木耐震GMは、古安田層の液状化対策は限定的な範囲にとどまると予測していた。

他グループの土木技術者は、責任箇所以外の者が設備管理部長に意見を言うことを躊躇した

本部長、設備管理部長は、他の土木技術者の意見を求めなかった
古安田層の液状化評価が行われていなかった381

ドライサイト

参考２－３

背後要因
2016年8月15日のヒアリング資料にて津波防2016年9月5日のヒアリング時の設備関連審

護方針の変更を記載

査の説明で、8月15日に当社が提示した津・荒浜側の敷地について、外郭防護にてドラ波防護方針の変更が踏まえられておらず、当イサイトを維持するとしていたが、地震による社の説明の一貫性に疑義を生じさせた放水路及び構内排水路からの浸水を内郭防護により防護する方針を記載した

2016年8月9日に津波防護方

津波防護方針審査対応関係者

針審査対応関係者が、設備管は、地震による荒浜側の浸水が理部長に、8月15日のヒアリング

発生しても、内郭防護により3号において一定量の敷地内への浸炉原子炉建屋内緊急時対策所

水を内郭防護により許容することの機能とアクセス性が維持されれを議論することを提案し、採用さば、規制基準に適合できると考えれた

た

規制要求を拡大解釈した

原子力設備管理部長：設備管理部長
新規制基準の解釈において当社の主張に過度にこだわったこと（2016年2月5日まで）

アクセスルートの審査対応関係

津波防護方針等の審査が始まる前のアクセ者は、新規制基準では、ドライサ

スルートの審査では、ドライサイトを前提とした、イトの維持の機能要求があること審査対応を行ってきたを承知していた

アクセスルートの審査対応関係者は、放水路及び構内排水路からの浸水が発生する可能性を認識していなかった

2016年2月5日の時点では、支2016年2月10日のヒアリングにお持地盤の液状化に関する検討

いて、地盤の支持力に関する指は、実施されていなかった

摘があった

津波防護方針の審査対応関係（2016年8月29日）
再開したアクセスルートのヒアリングでは、津波防護方針の変更に触れることはなかった者であり、アクセスルートの審査対審査に係る論点となる課題を経応関係者であったヒアリング参加

営層を含む審査関係者全体で者は、津波防護方針の審査で説迅速に共有する明確な仕組み

明を行っていない事案を、他の審がなかった

査で説明すべきではないと考えた

8月15日，8月25日のヒアリング
にて、津波防護方針の変更を説明するつもりが、機会がなかった

津波防護方針の審査対応関係者であり、アクセスルートの審査対応関係者であったヒアリング参加
者は、、浸水評価結果から、電源の確保やアクセス性には影響がな
いことを確認していた382

耐震設計基本方針

参考２－４

背後要因
設備管理部長、耐震設計担当箇所
既工認の耐震評価手法以外の手法を採用するにあたり、先行電力の実績をふまえた説
明資料の準備が不足し、設置許可段階の（建築耐震GM,土木耐震GM,機器
耐震技術GM）は、詳細な差異説明
は、設置許可段階では論点とならず、工事計画の審査の段階ですれば良い

先行電力のうち伊方3号炉の審査過程は確認していたが、耐震評価が論点となっていなかったと考えていた

先行電力の高浜1,2号炉や美浜3号炉の審査過程の詳細な確認は

原子力・立地本部長：本部長

していなかった

他プラントの審査状況の確認するための人員を配置できていなかった

原子力設備管理部長：設備管理部長
建築耐震グループマネージャ：建築耐震GM
土木耐震グループマネージャ：土木耐震GM

規制庁の審査過程におけるコメント、

機器耐震技術グループマネージャ：機器耐震技術GM指示を適切に関係者に展開できなかった

2009年 新潟県中越沖地震のシミュレーション解析結果を踏まえた建屋地震応答解析モデルによる評価を実施したが、本手法は旧
原子力安全・保安院及び原子力安全委員会の審査を受けており、確立された手段だと考えていた

383

自社の主張に固執した審査に係る論点となる課題を経営層を含む審査関係者全体で迅速に共有する明確な仕組みがなかった（参考３）原子力安全に対する経営層の意識改革について
福島原子力事故前の当社は，安全は既に確立されたものと思い込み，原子力発電所の稼働率低下をリスクと捉えていたことから，事故の備えが不足してしまった。
事故の反省から，経営層が「原子力の特別なリスクを強く認識し，その責任を深く自覚する」ことが必要であり，まず経営層自身の改革に取り組んできた。
経営層は，私たちの決意を「福島原子力事故を決して忘れることなく，昨日よりも今日，今日よりも明日の安全レベルを高め，比類無き安全を創造し続ける原子力事業者になる。」と掲げ，自ら海外原子力事業者の良好事例を調査したり，IAEA 等の第三者レビューを積極的に受けたりすることで自組織の弱点を抽出し，改善のための施策を講じる等，自らの安全意識向上に取り組むとともに，自組織の安全文化の醸成と原子力安全の向上に対して，率先して活動を行ってきた。
以下に原子力安全に対する経営層の安全意識の改革及び安全への投資に関する変化の具体的事例を示す。
【経営層への研修】＜主な実績＞
経営層及び原子力リーダーに必要な原子力安全に関する知識を高めるための研修について計画的に実施。

執行役への原子力安全研修の様子（平成 26 年 6 月）

384

原子力部門の幹部クラス（本社及び発電所に在籍する計 75 名）を召集し，社長をはじめ関係役員とともに討論会を開催。原子力安全改革の推進等について討論。（平成 26 年 11，12 月）

社長による講話（原子力部門討論会）

当社の信頼回復や原子力安全改革
プランを軌道に乗せるための取り組み等について グループで討議（原子力部門討論会）社長以下の少人数の経営層により 1 ないし 2 つのテーマについて集中的に議論するため，安全ステアリング会議を設置。
H28 年 2 月に開催した安全ステアリング会議では，原子力部門でここ数年内に発生した災害事例とその原因，再発防止対策について，あらためて振り返りを実施。管理職が現場を観察して改善を指導するマネジメントオブ
ザベーション，社内外で発生する運転経験（OE）情報やヒヤリハット事象の分析，及びそれらの情報を一元的に活用して安全性向上を図る仕組みの充実が重要であることを確認。一元管理の仕組みの構築，運用の改善に取り組んでいる。

【原子力安全のガバナンス改善】＜主な実績＞
原子力安全のガバナンスを改善するために，「原子力部門マネジメント指針

385

1

」を制定（平成 26 年 10 月）。

管理職を対象とした「原子力部門マネジメント指針」説明会（左：本店，右：柏崎刈羽原子力発電所）

原子力マネジメントの改革を進めるために，平成 28 年 7 月から運転，保全，エンジニアリング等主要 9 分野の専任スタッフから成る「マネジメン
トモデル・プロジェクト」を発足。米国最大の原子力事業者エクセロン社
等で世界最高水準を実践した各分野の海外エキスパート 11 名を招聘し，彼らの指導のもと，世界最高水準とのギャップを分析し，その改善策の検討・立案を実施（フェーズⅠ（平成 28 年 7 月～8 月））。
フェーズⅡ（平成 28 年 9 月～平成 30 年 3 月）では，フェーズⅠで立案した改善策を実行し，組織運営の方法，組織体制，プロセス／手順等の改善に取り組んでいる。海外エキスパートの知見等世界の優良事例をベンチマークし，現行の原子力部門マネジメント指針を進化させる計画。

マネジメントモデル・プロジェクトのミーティング

1

原子力リーダーの期待事項及び期待事項を実現するための業務プロセスのあるべき姿をより具体化していくために制定。

386

【安全意識の向上と組織全体への浸透】＜主な実績＞
高い原子力安全文化を確立し，常に向上させ続けるために，「健全な原子力
安全文化を体現する各人・リーダー・組織の特性2（健全な原子力安全文化の 10 の特性と 40 のふるまい）」を制定（平成 26 年 11 月）。

「健全な原子力安全文化を体現する各人・リーダー・組織の特性」周知用ポスター

原子力部門では，「10 の特性と 40 のふるまい」と自らの行動を日々比較するという振り返りを通じて気づきを促し，常に安全意識の向上に努める活動を開始。個人の振り返りの実施率は，継続して 95%程度で推移しており，活動が定着。また，各自の振り返り結果を共有し，相互の学び合いによって，新たな気づきを得るためのグループ討議についても、実施率は 93%程度まで上昇してきた。

グループ討議実施率（％）

100

88
70

75

47

50
25
0

93

16

2015 1Q

26

2015 2Q

2015 3Q

2015 4Q

2016 1Q

2016 2Q

グループ討議の実施率2

参考にした文書は，「Traits of a Healthy Nuclear Safety Culture（INPO/WANO）」であり，Traits と呼んでいる。

387

イントラネットを通じた原子力リーダーのメッセージの発信及び社員の閲
覧の状況を測定。メッセージ 1 件あたりの閲覧数は，原子力部門の約半数である 1,600 人を超え，1,700 人近くにまで増えてきている。一方，「参考となった」と評価している割合は，減少傾向を示しており，改善に取り組んでい
る。
2000

閲覧数／件

1800

参考になった率50%

1,617.7

1,695.91600

40%

1,276.1 1,234.8

1400
1200

1,023.81000
800

1,017.3

941.9

16.8% 16.4% 18.2% 16.8%
15.1% 14.4% 13.9%
6.8%

35%
30%
25%
20%

400
0

919.8

715.9

600
200

45%

15%
10%
5%

8.9%

0%

2014 2Q 2014 3Q 2014 4Q 2015 1Q 2015 2Q 2015 3Q 2015 4Q 2016 1Q 2016 2Q

イントラネットを通じた原子力リーダーのメッセージに対する
1 件あたり閲覧数／参考になった評価率

イントラネット掲載：原子力リーダーからのメッセージ388

イントラネット掲載：原子力リーダーからのメッセージ例

原子力・立地本部長はイントラネット等により発信するメッセージに書ききれない「想い」を伝えるために，平成 26 年 2 月から発電所所員，本社社員との直接対話を継続して実施している。

発電所における直接対話回数(回)

40

37

30
18

20
10
0

16

4

15

12

13

3

2014 3Ｑ 2014 4Ｑ2015 1Ｑ2015 2Ｑ 2015 3Ｑ2015 4Ｑ2016 １Q 2016 2Q

原子力・立地本部長と各職場との直接対話回数389

発電所メンバーとの直接対話

原子力安全改革プランが目指す安全意識・技術力・対話力の向上度合いを測定するための重要評価指標を設定（平成 26 年度第 3 四半期）。
3. 原子力安全改革の実現度合いを測定する重要評価指標（ＫＰＩ）[ 3/3 ]

「世界最高水準の安全を目指す」との社長ビジョンの下、原子力部門のマネジメント指針において、組織全体への展開を規定。
マネジメント指針の中では、測定できないものは改善できないとの考えにより、「安全意識」「技術力」「対話力」に対して定量的に測定を行う仕組みを構築し、測定を開始。
事故の根本原因（事故前の姿）

安全意識の不足•経営層は、「安全は既に確立されたもの」と思い込み、日々向上させるべきとの認識が不足し、原子力のリスクを過小評価

技術力の不足•過度のメーカ・協力企業依存により、直営の設計・施工能力や、発電所のシステム全体を俯瞰する能
力が不足

6つの対策

対策1
経営層からの改革

対策2
経営層への監視・支援強化

6つのKPI

安全意識KPI（Traits）

安全意識KPI（M&M）

技術力KPI（計画）

70ポイント以上

MOに基づく改善件数等により評価

管理職は、発電所現場観察（MO）を行い改善を積み重ねているか

国内外の運転経験（OE）情報を活用しているか

70ポイント以上•100ポイント満点で指標化•対策3、5、6またはWANOが定める
原子力の最高レベルに対する世界標準（PO&C）に基づくアクションプラ
ンの設定率により評価

70ポイント以上•100ポイント満点で指標化

ハザード分析を行い対策を進めているか

対策5
緊急時対応力（組織）の強化

技術力KPI（実績）

対策6
緊急時対応力（個人）および現場力の強化•対策3、5、6またはPO&Cに基づくア
Incident Command System（ICS）を
クションプランの目標達成割合により使いこなし、緊急時対応力を向上させてい 評価
るか

原子力安全および産業安全を高める多様な有資格者が存在し、一人ひとりの技術力の強化に取り組んでいるか

対話力の不足

対話力KPI（外部）•リスク情報の開示に消極的

原子力リーダーは、安全に関するメッセー
ジ（Message）を発信し、社員に理解され •原子力リーダーのメッセージ発信回
数や社員の理解度、管理職によるているか

多くの質の良い安全向上の提案があり迅速に実現しているか
対策3
深層防護提案力の強化

目標値•100ポイント満点で指標化•国内外の運転経験（OE）情報を活用したリスク対処に消極的•緊急時訓練が形骸化し、事故に対する想像力や対応力が不足

経営層の安全意識が向上し、組織全体に安全文化が浸透しているか

定量化方法•原子力安全に関する自己評価の結果等により、経営層・原子力リーダー
を重点的に評価

社外のステークホルダーに対して積極的かつ適時適切なリスクコミュニケーションを行っているか

対策4
リスクコミュニケーション活動の充実
対話力KPI（内部）

安全文化を組織全体へ浸透させるため、安全に焦点を置いたコミュニケーションを行っているか390•アクションプランの計画通りの進捗を
中央値の50ポイントとして指標化•情報発信の質・量や当社の姿勢に対する社外関係者へのアンケートにより評価

50ポイント
以上

経時変化が
プラス傾向

•100ポイント満点で指標化•原子力安全に関する自己評価のコ
ミュニケーションに関する項目の結果により評価•100ポイント満点で指標化

移動平均が
プラス傾向

原子力安全を高めるために多くの活動を開始したことから，活動全体の関連の見通しを良くするため，小冊子「原子力安全を高めていくために」3を作成した（平成 27 年 2 月）。

小冊子「原子力安全を高めていくために」【第三者レビューの活用】＜主な実績＞
柏崎刈羽原子力発電所おける原子力安全文化の定着度合いや世界最高を目指すための組織運営・マネジメントについて，IAEA 安全基準等に基づき，国際的かつ客観的な観点で評価を受けた（IAEA の OSART4ミッション）。
（平成 27 年 6-7 月）

オープニング会合

3

第 59 回原子力規制委員会臨時会議（2 月 27 日）における当社説明資料の一つ。当社ホームページでも公開。
4
IAEA（国際原子力機関）が派遣する運転安全調査団（Operational Safety Review
Team）。

391

IAEA による安全対策設備の現場確認（ｶﾞｽﾀｰﾋﾞﾝ発電機車，代替熱交換器車）

福島第二原子力発電所において，WANO5による停止時安全レビュー（SDR6）を実施（平成 27 年 8 月）。冷温停止維持の状態について，発電所員へのインタビューや現場確認を実施。

開閉所機器の確認

停止時安全レビュー（SDR）終了会議

マネジメント・オブザベーション（以下「MO」という。）の強化にあたり，まず管理職の MO 力量の向上が必要であることから，WANO の支援をいただき研修を実施（平成 27 年 9 月）。

発電所管理職に対する MO 研修（柏崎刈羽原子力発電所）

5
6

世界原子力発電事業者協会
停止時安全に係るピアレビュー（Shutdown Safety Peer Review）

392

【他社ベンチマークの実施】＜主な実績＞
INPO，米国サザンニュークリア社，同エクセロン社のリーダー育成研修，人材育成部門等に対するベンチマークを実施（平成 27 年 8 月）。米国原子力業
界の個人の能力管理，リーダーシップ育成等の取り組みについて確認。

ﾘｰﾀﾞｰｼｯﾌﾟに関する意見交換（INPO）

ﾘｰﾀﾞｰｼｯﾌﾟ育成計画の説明（ｴｸｾﾛﾝ）【安全向上提案力強化コンペ】＜主な成果＞
・ 深層防護の観点から多角的に検討した上で，費用対効果の大きい安全対策を提案し，迅速に実現する技術力を習得することを目的として「安全向上提案
力強化コンペ」を実施。
300

286

応募件数
優良提案件数
実現件数

250

220

200

134

150

83

100
50

121

33

11 11

30 25

14 11

12 3

11 2

第3回

第4回

第5回

0
第1回

第2回

第6回

安全向上提案力強化コンペの応募件数・優良提案件数・実現件数393

・ 事故時に廃棄物処理系統から冷却水を供給できるよう，圧縮空気を空気作動
弁の駆動部に直接注入するため，圧縮空気ボンベ及び接続用ホース等の資機材を配備（第 1 回コンペ優良提案）。

空気作動弁強制操作用の資機材配備（福島第二原子力発電所）（圧縮空気ボンベ，接続用ホース，接続部品等）

・ 原子力災害時の後方支援拠点等における情報連絡手段の強化として，衛星車載局と組み合わせた非常災害対策車を配備（第 1 回コンペ優良提案）。後方支援拠点の事業所建物や情報連絡基盤が被災した場合であっても情報連絡が可能。（福島第一，福島第二，柏崎刈羽原子力発電所）

原子力災害時の後方支援拠点の情報手段の強化を目的とした非常災害対策車の配備

・ 夜間パトロールの視認性を向上するため，業務車に車内から遠隔操作可能な
サーチライトを設置した。（第 2 回コンペ優良提案）
・ 事故時に淡水を移送するために使用するポンプのエンジン発電機は重く運搬が困難であったことから，発電機に車輪を取り付け，牽引可能な仕様に改造した。（第 2 回コンペ優良提案）394

業務車両へのｻｰﾁﾗｲﾄ設置 ／ ｴﾝｼﾞﾝ発電機への車両取り付け（福島第一原子力発電所）（柏崎刈羽原子力発電所）

・ 全交流電源喪失時の直流電源の必要負荷と不要負荷の整理を行い，必要負荷の延命化のための負荷カットの手順を作成した。（第 3 回コンペ優良提案）

直流電源延命のための負荷カット手順に基づいた操作訓練（柏崎刈羽原子力発電所）

395

【運転経験情報の活用】＜主な実績＞
福島第一原子力発電所事故の教訓の一つとして，「他社の失敗に学ぶ」ということがある。世界中のどこかで起こったことは当社の発電所でも起こり得ると考え，対策を検討実施。
事故以前の業務プロセスを改善し，国内外の運転経験（OE：Operating
Experience）情報の収集及び対策検討の迅速化を図り，原子力部門全員がこれを活用するように取り組み中。
毎日の定例ミーティング等において OE 情報を共有する取り組みは，活動が
定着。

100%
80%
60%

福島第一
福島第二
柏崎刈羽
本社
全体

40%
20%
0%
4月

5月

6月

7月

8月

9月

10月

11月

12月

毎日 OE の実施状況（平成 27 年の実施率の推移）

OE 情報を共有する取り組みとして，設備の事故トラブルや人身災害の発生の防止を図るため，OE 情報を含めたさまざまな情報源（不適合情報，JIT 情報等）を活用し，作業に含まれるリスクやその対策を抽出し，毎日の定例ミー
ティング等で共有する取り組みを開始。毎日，業務として OE 情報活用の仕組みを取り入れることで，他に学び自らの業務を改善する姿勢の定着を図る。
また，この取り組みのツールとして，INPO が作成した OE 日めくりカレンダー
7を使用。（平成 26 年度第 4 四半期）

7

INPO（米国原子力発電運転協会）が世界中の OE 情報の中から、有意義な教訓が含まれているものを 1 日 1 件選び出し、1 年 365 日分の日めくりカレンダーとしたもの。

396

ミーティング時における OE 情報の周知・共有（柏崎刈羽原子力発電所）

INPO の OE 日めくりカレンダーの活用（本店）

重大な OE 情報（国内外の重大事故及び SOER8）に対しては，集中的な学習会を開始し，これらの事故トラブルの概要及びその教訓の理解度の向上に取り組んでいる。平成 28 年度の第 1,第 2 四半期は，重大事故（ブラウンズフェリー火災事故）に関する集中講義を海外エキスパートチームが実施
し，原子力部門全体の力量向上を図っている。

ブラウンズフェリー火災事象に関する集中講義（柏崎刈羽原子力発電所）【原子力安全を継続的に向上するための人財育成】＜主な実績＞
緊急時に原子炉を迅速かつ安全に安定化させるためには，事故の状態を速やかに理解し，使用可能な手段を選択していく必要がある。このため，安全上の重要な設備に関する設計，許認可，運転，保守等に精通しているエンジニアを育成して，システムエンジニアとして配置を進めている。
システムエンジニアは，主要な系統について系統監視プログラムを策定し，系統の性能や機能が設計上の要求を満たしているか監視することで，設備の信頼性を確認すると同時に，さらなる向上の余地について検討。
システムエンジニアの教育・資格認定プログラムについて，米国における教育・資格認定プログラムを参考に策定。
システムエンジニアは，教育のためシミュレータを用いたプラントの通常起
8SOER（Significant Operating Experience Report）：重要運転経験報告書

397

動時の各種パラメータの挙動を確認すべくプラント運転研修及び監視主要系
統に関する基本項目研修を実施。

システムエンジニアの教育（左：シミュレータを用いた運転訓練，右：主要系統に関する基本項目研修）

システムエンジニアの育成について，ベストプラクティスを学ぶため，米国
パロ・ベルデ原子力発電所のプラントエンジニアリング部門のディレクター
を柏崎刈羽原子力発電所に招いて，発電所メンバーと意見交換を実施（平成27 年 6 月）。

米国技術者とシステムエンジニアに関する意見交換

原子力・立地本部長の元に原子力人財育成センターを設置（平成 28 年 12月 19 日正式発足）。原子力人財育成センターは，ミッションとして「世界最高水準の教育訓練プログラムと訓練環境を提供し人財を育成することによって，比類なき安全の継続的創造に貢献すること」を掲げ，人財育成に取り組んでいる。

398

【内部規制組織の設置】＜原子力安全監視室とは＞
主に，原子力安全（原子力災害防止）に関する取り組み（安全意識，原子力安全向上に資する業務プロセスとその結果，安全文化醸成活動等）の監視・助言と社長及び取締役会への報告を行う。
世界の原子力事業者の良好事例を参照し，継続的な原子力安全の向上を促す活動を行う。
＜主な実績＞
原子力安全監視室は，監視活動を通じて執行側の原子力事業の運営を独立
かつ直接的に評価し，これまで 12 回にわたり執行役会，取締役会に提言や推奨を報告している。
平成 28 年度第 1 四半期までに発出された 123 件の推奨事項のうち，91 件が完了している。第 2 四半期には，新たに 3 件の推奨事項が追加。
原子力安全監視室は，平成 28 年度第 2 四半期報告の中で，「発電所への観察を通じて，原子力安全監視室は継続的に，発電所に警戒を強め，リスク感度を高めるように促している。過去同様，発電所の所管部門が原子力安
全監視室のコメントによく対応してくれている」と発電所の対応を評価している。

原子力安全監視室による発電所幹部職員へのインタビュー／福島第一原子力発電所現場ウォークダウンの様子（平成 25 年度第 3 四半期）

399

＜経営層に対する監視・監督体制＞
・・・

当社は，指名委員会設置会社であるため，取締役会が会社経営の基本方針，執行役等の人事，重要な財産の処分等，法令，定款及び取締役会規程に定められた重要な業務執行の決定を行い，執行役がそれ以外の事項の決定及び取締役会の意思決定に基づく業務執行を行うとともに，その状況を取締役会に報告している。
福島第一原子力発電所の事故に対する反省を踏まえ，執行役社長直属の組織として「原子力安全監視室」を設置し，第三者の専門的知見を活用した原子力安全に関する取り組みの監視，必要に応じた助言を行い，意思決定へ直接関与する体制を整備することで，原子力安全に対するマネ
ジメントの改善を図る。また，原子力安全監視最高責任者は，原子力安全に関する事項について，
必要に応じて取締役会に直接報告する。
「原子力改革監視員会」は，取締役会の諮問機関として設置され，取締役会からの諮問に基づき，東京電力の原子力改革の実行を監視・監督し，その結果を取締役会に報告する。

（注 1）本社（コーポレート各室・本部等）、第一線機関（原子力発電所等）（注 2）投資管理委員会 等（注 3）リスクコミュニケーションを行う専門職

コーポレート・ガバナンス体制図

400