「福島第一原子力発電所事故に関するセミナー」
報告書
何が悪かったのか、今後何をすべきか

2013 年 3 月

日本原子力学会
原子力安全部会

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「福島第一原子力発電所事故に関するセミナー」報告書
何が悪かったのか、今後何をすべきか
概要
2011 年 3 月 11 日 14 時 46 分、後に「2011 年東北地方太平洋沖地震」と命名されたマグニチ
ュード 9.0 の巨大地震が発生した。この地震によって起きた地震動と津波により、福島県の福島第一原子力発電所（以下、「福島第一」。6 基の BWR を有する。
）において発電所停電事故、即ち、
全交流電源喪失事故が起きた。出力運転中であった 1、2、3 号機で、炉心が溶融し、大量の放射性物質が環境中に放出された。
この事故を調査するために、日本原子力学会（以下、「学会」）・原子力安全部会（以下、「当部会」）は、2012 年 2 月 17 日から同年 12 月 19 日にかけて、一連のセミナーを開催した。本報告書は、8 回にわたるセミナーで得られた教訓と、一連のセミナーの期間中及び終了後に当部会の幹事によってなされた検討の結果をとりまとめたものである。
第 1 回セミナーでは、事故に係る課題全般についての討議がなされた。その後第 2 回から第 5
回のセミナーでは、福島第一で見られた特定の課題について、当部会、学会、その他の参加者による討議がなされた。ここで取り上げられた課題は、安全設計、シビアアクシデントマネジメン
ト、使用済み燃料プールの安全性、及び緊急時対応である。
第 6 回及び第 7 回のセミナーでは、他のプラント、即ち、福島第一の 5 号機、6 号機、福島第二原子力発電所の 4 基、女川原子力発電所の 3 基、東海第二発電所の 1 基で起きた事象についての説明と討議がなされた。これらの号機もまた、強い地震動と高い津波に襲われたが、シビアア
クシデントを防止することができた。セミナー参加者は、過去のどのような活動がシビアアクシ
デントの防止につながったのかを理解しようと試みた。第 7 回のセミナーではまた、シビアアク
シデント時のロジスティクスに係る課題を同定するために、福島第一が外部からどのように支援を受けたかについても説明と討議とがなされた。7 回にわたるセミナーにはいずれも 100 人前後の参加者があった。
第 7 回セミナーの終了後、当部会の幹事会は、7 回にわたるセミナーで提示された課題を本報
告書に記述するために、その集約を開始した。そして第 8 回のセミナーは、約 150 人の参加者を得た拡大セミナーとして開催され、本報告書に記載される予定の内容が説明された。当部会の幹事会は、このセミナーでのコメントを反映するとともに、諸課題についての検討を繰り返して、
本報告書を作成した。

本報告書において、
1 章は、はじめに、であり、2 章は、セミナーの概要と、本報告書で用いられる主要用語の説明、3 章は、安全設計とシビアアクシデントマネジメントの説明、4 章は、3 月 11 日の地震及び津波がどのようなものであったかと、過去の設計プロセスにおいて3

津波がどのように考慮されたかの説明、5 章は、福島第一の各号機で、事故の進展を含め、事故時に実際に何が起きたかと、放射性物質
環境放出量の推定、ロジスティクスの状況、緊急時対応、INES 評価についての説明、
6 章は、福島第一の事故と、他の原子力発電所、即ち、福島第二、女川、東海第二での事象の比較、
7 章は、様々な安全関連課題についての議論であり、そこで取り上げるのは、深層防護の考え方、安全設計とシビアアクシデントマネジメント、原子力規制、緊急時対策、関連機関間の協力とコ
ミュニケーション、実際に何が起きたかについての事故情報の改訂、PRA、運転経験フィードバ
ック、安全研究について、
8 章は、結論を含め、本報告書の概要、
9 章は、おわりに、である。
当部会は、本報告書が、事故そのものと事故によって提起された課題をよりよく理解することに役立つことを期待している。

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Report of “Seminars to investigate
the accident at the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station”
What were wrong? What should be done from now on?
Summary
On March 11, 2011, at 14:46, a massive earthquake, named afterwards as “the 2011
Off the Pacific Coast of Tohoku Earthquake” of Moment Magnitude of 9.0 occurred. With
the seismic motions and the tsunami caused by the earthquake, the Fukushima-Daiichi
Nuclear Power Station in Fukushima Prefecture, which had six BWRs, experienced astation blackout accident, or loss of all alternative power supply accident. At Units 1, 2
and 3, which were in power operation, the cores were molten and a large amount ofradioactive materials were released into the environment.
To investigate this accident, the Nuclear Safety Division (NSD) of the Atomic Energy
Society of Japan (AESJ) organized series of Seminars from February 17, 2012 to
December 19, 2012. This report is to summarize lessons learned from the eight times of
Seminars as well as results of the discussion by the NSD executive members (NSD/EM)
throughout and after the series of Seminars.
In the 1st Seminar, overall issues regarding the accident were discussed. Then in the
2nd

to 5th Seminars, specific issues found in Fukushima-Daiichi were explained anddiscussed by the participants, including NSD members, AESJ members and others. The
issues covered were accident progressions, safety design, severe accident management,
spent fuel pool safety and emergency preparedness.
In the 6th and 7th Seminars, incidents which occurred in other plants – Units 5 and 6
in the Fukushima-Daiichi, 4 units in the Fukushima-Daini Nuclear Power Station, 3units in the Onagawa Nuclear Power Station and 1 unit in the Tokai No. 2 Power
Station – were explained and discussed. These units were also hit by severe seismic
motion and high tsunami wave but could prevent severe accident. The participants tried
to understand what past activities contributed to prevention of severe accident. In the
7th Seminar, also discussed was how Fukushima-Daiichi was supported from the outsideduring the accident, to identify the logistics issues. All these seven seminars had around
100 participants.
After the 7th seminar, NSD/EM initiated summarization of the issues mentioned in
the seven times of seminars, which would be described in this report. Then in the 8th
seminar, which was an enlarged seminar and had about 150 participants, the contents
to be covered in the report were explained. Receiving many comments in the seminarand repeating discussions on the issues, NSD/EM developed this final report.
5

In this report,-

Chapter 1 is for introduction,-

Chapter 2 is to describe outlines of the seminars and to define key words which areused in the report,-

Chapter 3 is to explain safety design and severe accident management,-

Chapter 4 is what were the March 11 earthquake and tsunami, as well as how
tsunami was considered in the past design process、-

Chapter 5 is to describe what really happened during the accident at each unit of
the Fukushima-Daiich, including accident progression, as well as estimation ofradioactive materials released to the environment, situation of the logistics,
emergency responses and INES evaluation,-

Chapter 6 is to compare the Fukushima-Daiichi accident with the incidents at theunits of the other nuclear power stations – Fukushima-Daini, Onagawa and Tokai
No.2,

-

Chapter 7 is to discuss variety of safety-related issues, including Defence-in-Depth
concept, safety design and severe accident management, nuclear regulation,
emergency

preparedness,cooperation

andcommunication

among

relevantorganizations, updating of accident information especially of what really occurred,and issues on PRA, operating experience feedback and safety research,-

Chapter 8 is the summary of the report, including conclusions, and-Chapter 9 is final statements.
The AESJ/NSD expects this report to be useful to understand well the accident itself

and issues raised by the accident.

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［目次］
概要 ....................................................................................................................................... 3
Summary .............................................................................................................................. 5
1. はじめに ........................................................................................................................... 9
2. 「福島第一事故に関するセミナー」の開催経緯と主要用語の説明 ..................................11
2.1 「福島第一事故に関するセミナー」の開催経緯.........................................................11
2.2 主要用語の説明 ..........................................................................................................16
3.

福島第一原子発電所の安全設計の要点 ..........................................................................20
3.1 発電所の安全設計.....................................................................................................20
3.2 耐震設計及び耐津波設計 ..........................................................................................24

4. 東北地方太平洋沖地震によって生じた津波と津波想定に関わる経緯 ..............................31
5. 福島第一原子力発電所における事故の概要 .....................................................................34
5.1 地震と津波による被害..............................................................................................34
5.2 福島第一１号機原子炉..............................................................................................36
5.3 福島第一２号機原子炉..............................................................................................40
5.4 福島第一３号機原子炉..............................................................................................46
5.5 使用済み燃料プール
5.6 福島第一５、６号機原子炉 ......................................................................................53
5.7 放射性物質放出量評価..............................................................................................54
5.8 事故時の資機材物流の状況 ......................................................................................56
5.9 防災対策 ...................................................................................................................62
5.10 INES 評価 ................................................................................................................70
6. 福島第一原子力発電所以外の発電所で起きた事象の概要 ................................................74
6.1 福島第二原子力発電所の状況 ...................................................................................74
6.2 女川原子力発電所の状況 ..........................................................................................80
6.3 東海第二発電所の状況..............................................................................................86
6.4 各発電所で起きた事象の比較分析 ............................................................................91
7

7. 事故で明らかになった課題 ............................................................................................107
7.1 深層防護の観点からの課題の整理 ..........................................................................107
7.2 安全設計に関する課題............................................................................................110
7.3 安全規制に関する課題............................................................................................118
7.4 原子力防災に関する課題 ........................................................................................124
7.5 事故時の協力･連絡に関する課題 ............................................................................137
7.6 事故情報の更新に係る課題 ....................................................................................143
7.7 PRA、運転経験、安全研究の活用に関する課題 ....................................................144
8. まとめ............................................................................................................................151
9. おわりに ........................................................................................................................155
付録１ 略語集 ..................................................................................................................157
付録２ 報告書作成貢献者 ................................................................................................1598

1. はじめに2011 年 3 月 11 日 14 時 46 分、東北地方の東方の太平洋海底において、後に「東北地方太平洋沖地震」と命名されたマグニチュード 9.0 の巨大な地震が発生した。東京電力福島第一原子力発電所（以下、「福島第一」）で運転中のすべての原子炉は、地震計からの「地震加速度大」信号により自動停止した。その後 15 時半ごろに、設計での想定をはるかに上回る津波が、福島第一を襲った。地震及び津波により、福島第一の 6 機の原子炉のうち 1～5 号機では全交流電源喪失事故（発電所停電事故、Station Blackout：SBO）が起きた。この事故は、全 6 機で最終ヒートシンクの喪失も伴い、
1、2 号機においては直流電源さえ喪失するという深刻なものであり、1 号機から 3 号機までの原子炉で炉心が溶融し、周辺環境に大量の放射性物質を放散した。
この事故について、日本原子力学会・原子力安全部会（以下、「当部会」）は、2012 年 2 月 17日以降、事故を分析・評価するための「福島第一事故に関するセミナー」（以下、「セミナー」）
を計 8 回開催した。
本報告書は、一連のセミナーでの報告と議論の成果をまとめたものである。福島第一の事故については、既に政府報告書（第 1 報、第 2 報）や幾つもの事故調査委員会の報告書が出されており、原子力学会でも様々な活動や報告がなされているが、本報告書は、事故に直接・間接に係わった組織の構成員を含め、原子力安全を専門とする当部会員による事故の分析・評価報告書である。
ここで、当部会が平成 22 年 2 月 17 日に開催した講演会での、佐藤一男氏の「原子力安全の論理」についての講演の一節を引用すれば、「事業者責任と監督責任は安全達成のための車の両輪。一方が他に取って代わることはできず、規制の有無で事業者が免責になることはなく、逆に事業者が完璧に責任を果たしていることが明らかでも規制は眠っていてはいけない。」とある。
事故を見れば、事業者も規制者も十分には責任を果たしていなかった。安全部会の部会員の多く、特に部会幹事は、安全問題の当事者であり、多かれ少なかれ福島第一の事故にも責任を負っている。そのような当事者たる安全部会員として、福島第一の事故に関し、「何が悪かったのか、今後何をすべきか」を議論した。
セミナーの議論を踏まえての本報告書の作成は、当部会の幹事と何人かの講演者が分担してドラフトを作成した。その後で、部会幹事会を重ねて最終報告書を作成した。
事故そのものがどのように進行したかは事故の現場に近い人が一番正確に把握しているし、各組織の内部の問題についてはその組織の者でないとわからないことも多い。このため、各章節の記述については、ドラフト担当者名を記述した。しかし、報告書全体についての文責は、当部会の幹事会が負うものである。
なお、本報告書は読みやすさを考えてできるだけコンパクトな記述に務めた。このため、各課題についての詳細な議論は省かれているところが多い。詳細についての議論に関心のある方
は、是非、当部会のホームページ
http://www.aesj.or.jp/~safety/
を訪れて欲しい。そこには各回の講演資料とともに、詳細な議事内容が掲載されている。
9

原子力は多くの技術の総合であり、福島第一の事故を含め、事故は技術分野の隙間で起きることが多い。当部会のセミナーは、


まずは事故そのものを、現時点までに得られた知見で可能な限り正確に説明すること、

原子力安全の当事者としての反省として、「何が悪かったのか」を明瞭に示すこと、



事故によって示された課題を踏まえて、安全な原子力の確立のために「今後何をすべきか」を提案すること、

そうした過程において、技術分野間あるいは産学官間の相互理解を進めることを目的して開催したものである。
本報告書が、原子力安全に関係する人たちに少しでも役に立つことを望むとともに、原子力とは直接関係のない一般の方、原子力報道に関係している方、原子力に批判的な方たちにも、
福島第一の事故について一層良く識っていただき、我々当事者がこれまでしてきたこと、これから取り組もうとしていることについて、ご批判をいただけたらありがたいと思う。
（本章ドラフト担当：阿部）10

2. 「福島第一事故に関するセミナー」の開催経緯と主要用語の説明
2.1 「福島第一事故に関するセミナー」の開催経緯
原子力学会には 2012 年末時点で 18 の部会があるが、当部会は、平成 20 年 8 月に設立された、17 番目の部会である。部会の設置目的は、「原子力安全に関連した研究者間の交流と情報交換を積極的に行い、また、研究活動を支援するとともに、原子力安全に関係する事項について情報を発信し、原子力利用における安全確保とそれに関する理解の促進に貢献すること」である。
当部会は、福島第一の事故については、一番の当事者及び専門家の集まりである。それゆ
えに、事故の直後は、部会構成員がそれぞれの所属組織において事故に係わる業務で忙殺されたため、部会活動を進めることは困難であった。しかし、事故後 1 年近く経過した頃から、福島第一の事故について学会員間での情報共有と意見交換の場を提供することは、当部会の重要な責務と考え、「福島第一事故に関するセミナー（以下、「セミナー」）を開催することとしたものである。
8 回にわたったセミナーでは、回ごとにテーマを選定した。テーマは次の通りである。また詳細な講演題目と講演者は表 2−１に示す。
第１回 福島第一原子力発電所事故に関するセミナー
第２回 1 号機の事故と安全設計の課題
第３回 2、 3 号機の事故と安全設計の課題
第４回 4 号機の事故と使用済み燃料プールに係わる課題及びセミナーの中間とりまとめ
第５回 福島第一原子力発電所事故における防災対策と今後の課題
第６回 女川原子力発電所、東海第二発電所の状況について
第７回 福島第二原子力発電所及び福島第一原子力発電所 5、6 号機での事故対応
第８回 とりまとめ報告
第 1 回セミナーは､福島第一での事故の経緯の解説を基に、安全確保における重要な課題を広く取り上げ、①安全設計、②シヒビアアクシテデント(SA)対策、③原子力防災、④ PRA、運転経験、安全研究、⑤その他の諸問題(40 年の寿命)について議論を行った。このとき､参加者からもこの会合は極めて有意義であり､継続して議論を深めて欲しいとの指摘がなされた。
第２回、３回、４回については、福島第一の１号機から４号機の事故時の状況と関連させつつ、設計とシビアアクシデント対策のあり方に重点を置いて議論することとした。第２回
では､１号機の事故進展と安全設計の基本的な考え方に重点を置いて、安全設計への教訓を議論した。第３回では、２号機と３号機の事故進展を基に､特に計装系の設計とそのシビアアク
シデント時の信憑性などに注目して議論した。第４回では、４号機の状況を踏まえて使用済
み燃料プールの安全確保について議論するとともに、第３回までの討議結果の中間とりまとめを行った。
第５回セミナーでは､福島第一事故時における防災活動の状況とそこから得られた教訓について議論した。第６回と７回には、地震及び津波の被害を受けながらもシビアアクシデン
トを回避することのできた東北電力女川原子力発電所、日本原子力発電東海第二発電所、東11京電力福島第二原子力発電所、それに、福島第一の５号機及び６号機について､津波に対する事前の対策、地震及び津波の被害、施設外での資機材調達などまでを含む対応状況に関する講演を聴き、何がシビアアクシデントを防いだのかについての教訓を導出した。
検討課題の選定に当たっては、思いつきの課題に偏らないよう留意した。たとえば、「シビ
アアクシデント対策」というと、人によっては現象論や計算コードの問題ばかりに関心が向かうが、実際にシビアアクシデントが起きれば、そういった技術的な問題だけでなく、現地をどうやってサポートするかとか、プラントの状況をどうすれば把握できるか、そうした状
況についての情報を関係機関はどうすれば共有できるかといったことが問題になる。そういう広範な問題を採り上げることとした。
ただ、一方で、セミナー開催回数は、計８回という、ボランタリーの活動としてはこれ以上は困難という多数回であるけれども、多くの問題を深く検討するには全く不足である少数回である。このため、単に何が大事な課題かを列挙しただけで終わっているものもあることをお断りしておく。
各回のセミナーは、おおむね同じ形式で開催した。座長は、当部会の副部会長である関村が務めた。各回の検討課題については、まずは一番の当事者あるいは専門家（しばしば当部
会の幹事）が内容を説明する講演を行った。その後で、当部会の部会長である阿部が論点整理を行い、それに沿って、関村の座長の下で講演者や参加者による議論を行った。会合の運営は、部会幹事を中心に、BWR グループ、PWR グループ、JAEA が交替で担当した。
（本節ドラフト担当：村松、阿部）12

表 2-1回

各回のセミナーのプログラムと講演者（その１）

テーマ、講演題目及び講演者（開催日）(敬称略、講演者の肩書きは原子力安全部会での役割)

第１回

福島第一原子力発電所事故に関するセミナー（2 月 17 日） （安全確保に係わる広い課題を議論）
1． 開催趣旨

関村直人（副部会長、東京大学）

2． 安全設計についての問題—福島第事故からのプラント設計における教訓と対策−

守屋公三明（日立GEニュークリア・エナジー)

3． シビアアクシデント対策についての問題
PWRにおける安全確保対策

浦田茂 (幹事、関西電力)

BWRにおける安全確保対策

松井務 (幹事、中部電力)

4． 原子力防災についての問題
5． 緊急事態への準備と対応に関する教訓

本間俊充（幹事、原子力機構）

6． ＰＳＡ、運転経験、安全研究についての問題
安全研究を巡る議論について

更田豊志（幹事、原子力機構）

7． その他の諸問題
原子炉の寿命問題
第２回

1 号機の事故と安全設計の課題（5 月 8 日）

1． 開催趣旨

宮野廣（法政大学)

関村直人（副部会長、東京大学）

2． 事故の概要解説
福島第一原子力発電所事故について（1号機）宮田浩一（幹事、東京電力）
福島第一原子力発電所1号機の安全設計と事故の教訓及び対策
守屋公三明（日立 GE ニュークリアエナジー）
3． 安全確保対策とストレステストについて
4． 総合討論座長

問題認識と論点解説

浦田茂（幹事、関西電力）
関村直人（副部会長、東京大学）

阿部清治（部会長、原子力安全基盤機構）

第３回

2、3 号機の事故と安全設計の課題(6 月 26 日)

1． 開催趣旨

関村直人（副部会長，東京大学）

2． 第2回セミナー概要報告

村松健（幹事、東京都市大学）

3． 事故の概要に関する解説と問題提起
福島第一原子力発電所事故について（２，３号機）
宮田浩一（幹事、東京電力）
計測制御系の課題

磯田浩一郎（東芝）

4． 総合討論
問題認識と論点解説

阿部清治（部会長、原子力安全基盤機構）

5． 次回以降のセミナーの予定新田隆司（副部会長、日本原子力発電）13表 2-1 各回のセミナーのプログラムと講演者(その２)回

テーマ、講演題目及び講演者（開催日）(敬称略、講演者の肩書きは原子力安全部会での役割)

第４回

4 号機の事故と使用済み燃料プールに係わる課題及びセミナーの中間とりまとめ(8 月 10 日)

1． 開催趣旨

関村直人（副部会長、東京大学）

2． 第3回セミナー概要報告松井務 (幹事、中部電力)

3． 福島第一原子力発電所事故について（４号使用済み燃料プールを中心に）
宮田浩一（幹事、東京電力）
4． 討論

座長 関村直人（副部会長、東京大学）

使用済み燃料プール（SFP）で起きた事象と今後の検討課題
阿部清治（部会長、原子力安全基盤機構）
5． 福島第一事故の教訓を反映した今後の安全確保の考え方
中間とりまとめ趣旨説明阿部清治（部会長、原子力安全基盤機構）

福島第一事故の教訓を反映した安全確保の考え方
守屋公三明（日立 GE ニュークリア・エナジー）
中間とりまとめに関する討論座長

関村直人（副部会長、東京大学）

コメンテーター 田中隆則（エネルギー総合工学研究所）
渡邉憲夫（原子力機構）
6． 次回以降のセミナーの予定新田隆司（副部会長、日本原子力発電）

第５回

福島第一原子力発電所事故における防災対策と今後の課題(8 月 20 日)

1． 開催趣旨

関村直人（副部会長、東京大学）

2． 第4回セミナー概要報告梅澤成光(幹事、三菱重工)

3． 福島第一事故における防災対策と今後の課題
東京電力における事故時のモニタリング活動について
實重宏明（東京電力）
初動時の現地対策本部の活動のあり方について
齊藤実（原子力安全基盤盤構）
緊急事態への準備と対応の課題について
防災に関する課題

本間俊充(幹事、原子力機構)

阿部清治（部会長、原子力安全基盤機構）

4． 総合討論座長

5． 次回以降のセミナー案内

関村直人（副部会長、東京大学）

新田隆司（副部会長、日本原子力発電）14表 2-1 各回のセミナーのプログラムと講演者(その３)回

テーマ、講演題目及び講演者（開催日）(敬称略、講演者の肩書きは原子力安全部会での役割)

第６回

女川原子力発電所、東海第二原子力発電所の状況について(10 月 22 日)

1． 開催趣旨

関村直人（副部会長、東京大学）

2． 第５回セミナー概要報告本間俊充(幹事、原子力機構)

3． 東北地方太平洋沖地震発生後の女川原子力発電所の状況および安全対策について櫻庭達幸（東北電力）

4． 東北地方太平洋沖地震発生後の東海第二原子力発電所の状況について
戸村典章氏（日本原電）
5． 総合討論座長

論点整理

関村直人（副部会長、東京大学）

阿部清治（部会長、原子力安全基盤機構）

パネラー：櫻庭達幸、戸村典章
6． 次回以降のセミナーの予定新田隆司（副部会長、日本原子力発電）

第７回

福島第二原子力発電所及び福島第一原子力発電所５、６号機での事故対応(11 月 2 日)

1． 開催趣旨

関村直人（副部会長、東京大学）

2． 第６回セミナー概要報告松井務 (幹事、中部電力)

3． 福島第二原子力発電所の状況について

長澤和幸 （東京電力）

4． 福島第一原子力発電所事故について（５、６号機）
宮田浩一（幹事、東京電力）
5． 福島第一原子力発電所における資機材物流の状況並びに今後の改善点について

川本敦史（幹事、東京電力）

6． 討論

座長

論点整理

関村直人（副部会長、東京大学）

阿部清治（部会長、原子力安全基盤機構）

7． 次回以降の予定

新田隆司（副部会長、日本原電）

15

表 2-1 各回のセミナーのプログラムと講演者(その４)回

テーマ、講演題目及び講演者（開催日）(敬称略、講演者の肩書きは原子力安全部会での役割)

第８回とりまとめ報告(12 月 19 日)

1． 福島第一事故についてのセミナー開催経緯 関村直人(副部会長、東京大学)
2． 福島第一原子力発電所施設の安全設計
守屋公三明（日立GEニュークリア・エナジー）
3． 東北地方太平洋沖地震の概況及び福島第一原子力発電所の事故の概要
宮田浩一（幹事、東京電力）
4． 防災活動の概要及び防災に関する課題
5． INES評価

本間俊充(幹事、原子力機構)

阿部清治（部会長、原子力安全基盤機構）

6． 福島第一以外の発電所で起きた事象の概要

松井務、中部電力）

7． 事故で明らかになった課題１
守屋公三明（日立GEニュークリア・エナジー）
8． 事故で明らかになった課題２、まとめ及びおわりに
阿部清治（部会長、原子力安全基盤機構）
9． 総合討論座長

10． 今後の予定

関村直人（副部会長、東京大学）
新田隆司（副部会長、日本原電）

2.2 主要用語の説明
既に広く知られているように、福島第一の事故は、設計での想定を上回る地震及び津波により、原子炉の重要な安全機能が失われ、1、2、3 号機では炉心の溶融に至ったものである。
従って、この事故を技術的に分析するためには、
 事故の誘因となる事象（地震や津波など。いわゆる「外的事象」）と施設において生じる事象（トランジェントや安全機能喪失、炉心溶融など）の関係
 各誘因事象について、設計の想定を超える状況への対処
 施設内事象について、設計の想定を超える状況への対処等について考えていくことになる。
しかしながら、従来の安全確保の考え方は、「外的事象」について一定の考慮は要求しているものの、もっぱら、機器の故障はランダムに発生するとの想定（いわゆる「内的事象」）に沿っている。
福島第一の事故は、今後の安全確保策を考える上では、外的事象についてより具体的な考慮を払うことが必要であることを示唆している。そして、「深層防護」（7.1 節で解説する）の具体化を図る上でも、より明瞭に外的事象を扱うことを求めている。
ところが、こういうことからして問題なのだが、「外的事象」の定義は定まっておらず、ま16

た、「想定内の事象」と「想定を超える事象」についても必ずしも関係者の使う用語は共通でない。このため、本報告書では以下のように用語を定義する。

(1) 誘因事象、施設外誘因事象、施設内誘因事象
誘因事象：施設内設備に故障や損傷を及ぼす原因となる事象。
設備の故障や損傷は何らかの誘因があって起きる。その中には、経年劣化等、構築物や機器（以下、単に「機器等」という）に内在するものもあるし、地震動や津波のように、機器等の外部からの衝撃もある。
確率論的リスク評価（Probabilistic Risk Assessment：PRA）が典型であるが、機器等の故障や損傷を扱う時、「誘因事象があって機器等が故障あるいは損傷する」と、因果関係を考えることもあるし、誘因事象は考えずに、統計データを参考にして「機器等の故障や損傷はランダムに起きる」と取り扱うこともある。本報告書で扱う「誘因事象」は特に、「機器等への外部からの衝撃」であり、これらは複数の機器等に同時故障を起こす可能性があることから重視されている。
なお、誘因事象が異なれば安全対策が異なってくる。たとえば、地震動は施設内の機器を同時に振動させるので、すべての機器等は安全上の重要度に応じて耐震設計を施す。一方津波に対しては、敷地高さを十分高くするとか、防潮堤や水密扉を設置するなどの対策を採る。
施設外誘因事象：施設外で生じる誘因事象。
「自然事象」と「人為事象」から成る。自然事
象としては、地震動、津波、強風、高潮、火山灰、火砕流などがある。人為事象としては、事故による航空機落下等の他、テロ行為としての航空機落下、制御室占拠、サイバー攻撃などが考えられる。施設外誘因事象は「ハザード」を抑制しがたいという特徴を持つ。
（「ハザード」についてはあとで説明。
）
施設内誘因事象：施設内で生じる誘因事象。経年劣化等、機器等に内在するものや、火災、溢水、タービンミサイル等、機器等への外部からの衝撃。本報告書では特に後者に注目する。施設内誘因事象は「ハザード」を抑制し得るという特徴を持つ。
なお、本報告書では一般に広く用いられている「内的事象」、「外的事象」という言葉を原則として用いていない。人によって定義が異なってくることを避けるためである。
たとえば、PRA 分野では、施設内の火災や溢水は「機器等の外部からの衝撃があって故障あるいは損傷が起きる」ことから外的事象と分類されることもあるし、単に「施設の中での誘因事象である」、あるいは、「ハザードを抑制し得る」ことから内的事象と分類されることがある。
「内的事象 PRA」とは、多くの場合、「機器等の故障や損傷はランダムに起きる」と想定しての PRA であり、火災や溢水の PRA ではない。PRA では従来、「内的事象
PRA」、「外的事象 PRA」という言葉が使われているが、実際の内容から言えば、「ランダム
事象 PRA」、「個別誘因事象 PRA」という呼び方の方がふさわしいと考えられる。
17

(2) ハザード、想定、基準
ハザード：各誘因事象の大きさ（あるいは、強さ、高さ）。
確率論的ハザード：ハザードを表現するに当たって、その大きさごとの発生頻度、あるいは、発生頻度ごとの大きさで表現したもの。どの誘因事象も、一般的には大きなもの
ほど発生頻度は低い。
設計基準ハザード（Design Basis Hazard：DBH）：設計に当たって、この大きさまでのハザードに耐えられるようにしようと想定するハザード。DBH の呼び方は誘因事象によって異なっており、地震動については「基準地震動」、津波については「想定津波」、テ
ロ行為については「設計基礎脅威」と呼んでいる。
なお、ある誘因事象が DBH を超えたからといって、深層防護におけるいわゆるレベル 4 の事象になったわけではない。たとえば、基準地震動を超す地震動が生じても、地震計によって設計通り運転が停止する以外には、施設が本来有している安全裕度により何の機器故障も起きなければレベル 2 の事象である。
基準地震動：安全設計において想定する地震動
想定津波：安全設計において想定する津波。原子力規制委員会（以下、「規制委」）は現在
提案中の新安全基準で、津波については「基準津波」と呼ぶようになっているが、本報告書では従来の呼び方を用いる。

（3）設計基準事象、設計基準事故
設計基準事象（Design Basis Event：DBE）：施設及び設備の安全設計及び安全評価のために想定する事象。
従来の安全評価では、評価指針において、施設の異常状態（運転中の異常な過渡変化及び事故）を想定して、施設全体の安全性能が十分なことを確認している。また、設計指針において、個々の安全設備について、「設計基準ハザード」（基準地震動や想定津波）もしくは想定する異常状態（運転中の異常な過渡変化、事故及び格納容器設計用想定事象）を想定して、当該設備が所定の安全機能を果たすことを確認していることがある。今後ある範囲のシビアアクシデントまで設計で対処（たとえば、フィル
タードベントの設置）することになれば、その時想定するシビアアクシデントも設計
基準事象となる。
設計基準事故（Design Basis Accident：DBA）：従来の評価指針の「事故」と同じ定義にする。規制委は現在提案中の新安全基準で、「事故」を「設計基準事故」と呼ぶように
18

なっているが、本報告書では従来の呼び方を用いる。
「設計基準事故」についても必ずしも統一された定義はない。本来、各設備の設計においては、「設計基準事象」の項で述べたように、設備ごとに異なる設計基準事象が定められる。しかし、一方で、施設全体の安全については、設計基準の内か外かと論じられることも多い。本報告書では、単に「設計基準事故」と言う場合は従来の「事故」を指すこととする。

(4) 略語
本報告書で用いる略語については、報告書末尾の略語集を参照されたい。
（本節ドラフト担当：阿部）

19

3.

福島第一原子発電所の安全設計の要点
本章は、設備の安全設計に関する説明であり、その目的は、5 章以降で福島第一の事故の経緯や、事故の教訓および問題点を議論していくための基礎となる情報を提供することである。
3.1 節では、今回の事故に関係する安全に係る設備、3.2 節では、耐震設計及び津波設計に関して説明する。

3.1

発電所の安全設計
原子力発電プラントは、「深層防護」を基本思想として、多重、多様な手段で安全性を確保する設計を行ってきた。実際に安全設備の設計を行うためには、「設計条件」を設定する必要があり、代表的もしくは包絡的な事象シナリオを想定し、そのシナリオに適切な裕度を確保した設計条件を設定することで確実に機能する設備を設計 (決定論に基づく設計) を行っている。
3.11 の事故の際に話題となった「想定外」という言葉は、「設計の限界を超えている」という理解が正しい。現実に設計をしていくなかで、「想定の限界」というものは存在している。
しかし、想定していたものを超えた場合にも、途端に「お手上げ」とならないように、そのリスクをマネジメントして最低限必要な安全性を確保すべきである。そこで、7.1 節に述べる「深層防護」の思想に基づき、設計で想定した事象シナリオに包含されない事態についても検討が行われ、有意なリスクに関してはリスク低減のためのアクシデントマネジメント(AM) として安全設備以外の系統からの注水機能の強化などが実施されてきた。
これらの設計および強化に関する福島第一のプラントの安全上の基本戦略は、これらのプラントが直接冷却サイクルの沸騰水型炉（BWR）であり、炉心に直接注水することが容易であることから、多種多用な注水手段を備えておくことである。

(1)

各プラントの安全設備
福島第一には 6 機の BWR が設置されている。1 号機は BWR3 (図 3-1) と呼ばれる導入初期の炉型であり、2 号機から 5 号機は BWR4 (図 3-2)、6 号機は BWR5 と称される型式である。
原子炉格納容器は、1 号機から 5 号機までは図 3-3 に示されるマーク I 型と称される型式が採用され、6 号機のみ図 3-4 のマーク II と呼ばれる型式が使われている。5 章の事故経
緯説明の主たる対象である 1 号機～4 号機の仕様を表 3-1 に示す。
以 下 で は 、 福 島 第 一 の 事 故 に 関 連 し て 議 論 と な っ た 非 常 用 復 水 器 （ Isolation
Condenser：IC）および原子炉への注水設備、原子炉格納容器および付帯設備 (バウンダリの隔離設計)、格納容器の水素ガス対策、および原子炉水位計について述べる。

a.

非常用復水器 (IC) および原子炉への注水設備について1 号機（BWR3）の安全設備は、図 3-1 に示すように原子炉隔離事象に対しては IC を採用し、非常用炉心冷却系（ECCS）はタービン駆動の高圧炉心注水系（HPCI）1 系統 と非常用ディーゼル発電機の電気で駆動することのできる炉心スプレイ系（CS） 2 系統で構成されている。原子炉の減圧に必要な逃し安全弁（SRV）は 4 弁設置している。IC は、
20

異常な過渡変化で原子炉を隔離しなければならない状況において、崩壊熱で発生する蒸気を熱交換器で凝縮するものである。
IC は、炉心で生じた余剰蒸気を凝縮熱交換器で凝縮して原子炉に戻すシステムである。
IC は、冷却側の水の補給能力がなく、余剰蒸気を原子炉に戻すシステムであるために、十分な大きな容量で作ってあり、設計上は炉停止直後の崩壊熱 (定格熱出力の 3%) の 2倍に対応する性能を持つ。これは、IC は逃がし安全弁の設定圧力より低い原子炉圧力で自動起動し、冷却水量を維持する設計であるものの、万が一圧力を抑制することができず、逃がし安全弁により冷却水を放出するような事態を回避するように容量に余裕を持たせているためである。そのため、運転により原子炉圧力は急速に低下を始めることから、運転員は IC の作動後に 2 系統のうち 1 系統の弁を閉じ、1 系統だけの運転に切り替える。さらに、IC の 1 系統容量である 100%容量は、崩壊熱のばらつきを考慮して保守的に厳しく決めたものであるために、
1 系統の運転でも原子炉圧力は低下する能力を持つ。
したがって、運転員は運転している IC の弁を絞って圧力が下がり過ぎないように操作を行うことになっている。
この手法では、運転員に負荷がかかることから、2 号機以降は原子炉隔離時冷却系（RCIC）を採用している。RCIC は、蒸気駆動タービンにより外部から注水し、余剰蒸気は逃がし安全弁を通じて系外 (サプレッションプール) に放出するシステムである。
なお、IC の破断検出（制御電源喪失も含む）がなされた場合、両系統の 4 つの弁の全てに閉止動作を要求するインターロックが働き、弁の駆動用モータが回転して弁を閉止する。
IC が万一機能しなかった場合は、原子炉圧力は崩壊熱により上昇することになるが、この場合は SRV が作動して余剰蒸気を圧力抑制プールに放出して過大圧力になることを防止する。しかしながら、原子炉の水位は蒸気の放出に伴って低下を始めるため、HPCIが水位低の信号で自動起動して外部からの注水を開始する。万が一、HPCI の起動に失敗した場合でも、水位低低で自動減圧系（ADS）が自動起動して原子炉圧力を下げ、同時にCS が起動して注水を開始することになっている。
2 号機～5 号機（BWR4）の場合は、原子炉隔離事象に対しては、前述のように IC に代わってタービン駆動の RCIC を採用しており、非常用炉心冷却系には HPCI と CS に加えて
LPCI (1 系統) を追加して安全余裕を向上させ、SRV は出力に応じて 8 弁設けられている。
なお、RCIC の流量も、IC 同様、崩壊熱に余裕を見込んで設計しており、通常の運転では水位が上昇するようになっているが、主蒸気配管に湿分の高い蒸気あるいは水が流出することで、RCIC タービンの運転に支障を来たすことがないようにするために、原子炉水位高で RCIC をトリップさせる設計となっている。
2000 年前後に整備された AM 対策においても、BWR の場合は炉心への注水手段の多様化が基本であり、図 3-5 のように消火系と復水貯蔵タンクから炉心、格納容器へ遠隔操作で注水が行えるように設備改造が行われている。その他の AM 策としては、隣接プラント
からの電源融通による外電喪失への強化や格納容器の過圧による破損の回避手段が追加されている。
以上のように、BWR の初期の設計より多種多様な注水手段を多層に装備することで安全
21

性を確保するようにしてきており、その後の安全研究の成果に基づいて AM 対策においても追加改造が行われている。

b.

原子炉格納容器および付帯設備 (バウンダリの隔離設計) について
原子炉格納容器は、事故の際に系外に放射性物質を外に出さないようにするバウンダ

リであるので、原子炉格納容器を貫通している配管系に関しては、必ず内側と外側に隔離弁を設けてあり、異常がある場合は「隔離優先」でその隔離弁を自動で閉めるように作られている(フェイルセーフ)。ただし、ECCS のように原子炉に注入をする系統は、注入することの方が重要であることから、原子炉格納容器の内側の弁を逆止弁にする構成も認められている。

c.

原子炉格納容器内の水素ガス対策について
BWR では、運転中は格納容器内の雰囲気ガスは窒素ガスで置換されているので、酸素ガ

スはほとんど無い状態である。したがって、炉心が高温化するような事故が起き、燃料被覆管材であるジルコニウムの酸化反応によって水素ガスが発生しても、それがただちに格納容器内で燃焼することはない。多くの実験で、酸素濃度 5%以下では、燃焼は生じない（局所的に火炎を発生させても伝搬しない）ということが示されている。しかしながら、長時間経過後には、水の放射線分解によって水素と酸素 (特に酸素) が発生して燃焼の可能性が生じてくるので、可燃性ガス濃度制御系設備（FCS）が設置されている。
福島第一の事故では、放射線水分解の時間スケールは事故後 40～50 時間以降で可燃限界になる可能性があった。そのため、事故後 40～50 時間程度までに発生した水素の燃
焼・爆発については、水の放射線分解がその原因にはなり得ないといえる。
また、原子炉建屋においては、水素ガス対策は考えられていなかった。

d.

原子炉水位計について
原子炉水位計の原理は、基準面器側の水頭圧と、炉側配管の水頭圧の圧力差で計測するというものである。原子炉水位は、原子炉圧力容器の気相部に繋がる蒸気の凝縮槽で形成される一定の水位による水頭圧と原子炉水位に応じて変動する水頭圧の差圧を検出することで測定している（図 3-6）
。原理は原始的であるという指摘もあるが、最も確実かつ迅速に水位を直接測定することができる。ただし、原子炉圧力変化等により冷却水の密度が変化した場合は、計測水位を補正する必要がある。
問題点としては、原子炉内が過熱状態もしくは原子炉格納容器内が原子炉内の飽和温度より高温 (過熱状態) になると、基準面水位を保持できなくなる場合があることである。原子炉内もしくは原子炉格納容器内が過熱状態では、その影響で凝縮槽の基準面器側の水が蒸発し、レファレンス水頭圧が設定と異なる結果、実際より高い水位を示す。
原子炉の実水位がさらに低下していくと、水位計装の炉側配管の水も蒸発し始めることから、この段階においても実際と異なる水位を指示し、例えば計測水位が低下する方向を指示する。このように、原子炉格納容器内が過熱状態になると、原子炉水位計は正し
い指示を示さないことが知られていることから、このようなプラント状態では水位不明
22とした対応手順が整備されている。

e.

アクシデントマネジメント対策設備について
わが国の発電炉においては、2000 年前後に、設計想定を超えた事態におけるリスク低減対策として、注水系、除熱系、電源系を多様化して、設計の想定を超えた事態をマネジメントする対策の整備がなされている。設備の例として、代替注水設備と耐圧強化ベントの系統概要を図 3-5 にしめす。
代替注水設備は、ろ過水タンク、復水貯蔵タンクから注水される仕組みになっている。
代替注水計の水源は、さまざまな箇所に分散して設置され、水源を確保できるようになっている。
耐圧強化ベントは、原子炉格納容器内の圧力が過大に高くなった際に、バウンダリが破損することを防ぐために、圧力を逃す対策である。ただし、AM 策は設計基準内の安全機能に悪影響を及ぼさないことを前提として整備されたため、バウンダリを守るために「ラプチャディスク」を設置してあり、それが破裂して開く圧力は格納容器の最高使用
圧力より高く設定されている。
この他の AM としては、電源融通がある。交流についても直流についても、隣接プラン
トから電源を融通できる対策である。

f.

配置について安全設備の各機器・系統は、可能な限り分散・独立するように配置されている。ECCSのポンプ類は系統毎に分離して別の部屋に設置している。しかし、非常用ディーゼル発電機（D/G）に関しては、設備自体が重いものであり、通例地下もしくは一階に設置され
ている。

(2)

事故の収束手順
上記では、種々の対策を準備してきたことを示したが、設備だけで安全性を維持できるのではなく、これらをどのように運用していくのかが重要である。BWR の場合は、どのよ
うな事故が発生しても、スクラムさせた後は原子炉を減圧して注水を行い、最終的には崩壊熱除去を確保するという手順になっている。これを行うために、上述の多重多様に準備した設備類を活用して。その手順を成功させるように努力することになる。
BWR では、冷却水が喪失するようないかなる事故においても炉心に直接冷却水を注入す
ることが原則であり、図 3-7 のようなシーケンスで、まずは IC 若しくは RCIC、HPCI などの高圧注水系で原子炉圧力と水位を一時的に維持している間に「原子炉を減圧」して、その後は低圧注水系で「炉心への注水」を実行できれば事故は収束できる。そのために、上述の安全設備と AM 設備が自動起動あるいは運転員による手動起動により操作される。
（本節ドラフト担当：守屋）

23

3.2

耐震設計及び耐津波設計
施設外、施設内の誘因事象に対する防護設計については、共通の考え方がある。誘因事象の発生頻度が極めて小さい（通例、10-7/年以下）場合には、設計の対象にならない。それより発生頻度が大きい場合はその誘因事象に対する防護設計がなされるが、その場合、たいていは 10-3/年ないし 10-4/年程度の発生頻度のハザードを「設計基準ハザード（Design Basis
Hazard）」として設定し、それに対して十分に裕度をもった防護設計をする。その結果として重大な事故の発生頻度が十分に小さくなる（たとえば、安全目標・性能目標のレベルになる）
なら防護設計は適切であると考えられる。
本項では、耐震設計および耐津波設計について議論する。そこで、安全設計審査指針とともに、これらの設計について述べる。

(1)

安全設計審査指針
地震、津波に関する規制要求については、福島第一の設置許可申請審査時（3 号炉）の安全設計審査指針の記載をまとめると、以下のようなことがいえる。
・安全設計審査指針は、米国原子力委員会が 1967 年 7 月発表した原子力発電所一般設計
指針（General Design Criteria for Nuclear Power plant Construction Permits）
が、我が国においても、原子力委員会の原子炉安全専門審査会における安全審査に際しては参考となるところが少なくないと考えられるので、基準部会は米国の同指針を参考としつつ指針の策定をはかったものである。
・1970 年に制定された安全設計審査指針では、自然条件に対する配慮として最も苛酷と思われる自然力を考慮するように求められている。
・また、耐震設計において、原子炉施設は、その系および機器が地震により機能の喪失や破損を起こした場合の安全上の影響を考慮して、重要度により適切に耐震設計上の区分がなされ、それぞれの重要度に応じた適切な設計であることを求めている。

(2)

耐震設計
福島第一の設置許可申請書では、耐震設計として次の基本方針に基づいて実施されることが記載されている。
・原則として剛構造とする。
・原子炉建家のような重要な建物は直接岩盤に支持される。
・原子炉施設は重要度に応じて次のように分類し、それぞれの重要度に応じて次のように分類し、それぞれの重要度に応じて耐震設計を行なう。
クラス As 格納容器、制御棒駆動機構などのようにクラス A のうち、特に安全対策上緊要な施設
クラス A 原子炉建家、原子炉などのようにその機能喪失が重大な事故を起こすおそれのある施設および周辺公衆の災害を防止するために緊要な施設
クラス B 廃棄物処理建家、廃棄物処理設備などのように高放射性物質に関連する施設であって、上記クラス As、A 以外の施設
24

クラス C クラス As、A、B 以外の施設

(3)

耐津波設計
(1)項の規制要求にもあるように、米国 NRC が策定した一般設計指針に準拠することで設計上の対応が実施されてきた。福島第一の各号機が基本設計された時点では、自然現象による設計要求として最大潮位は存在し、この最大潮位に基づき設計が実施された。福島第一の設置許可申請書では、最大潮位が小名浜ポイント（福島第一のための基準海水面。
「O.P.」と表示される。
）＋3.122ｍと定められており、1960 年のチリ地震津波の潮位を参考に決定されている。
津波については、1993 年の北海道南西沖地震をきっかけに７省庁による津波検討会が開かれたことを受けて、土木学会において原子力発電所における津波水位設定方法が検討された。そこでは、最新の知見を取り入れ、プレート境界に発生する断層によって引き起こされる最大規模の津波を想定することになった。このような津波に対する検討の背景から
耐震設計審査指針の 2006 年の改訂時に、地震随伴事象に対する考慮として津波が記載され、施設の安全機能に重大な影響を受けるおそれがないことが求められている。

(4)

耐震設計及び耐津波設計のまとめ
耐震設計・耐津波設計に関しては、設置許可申請書にも記載されているように「自然現象に関しても防護する」ことが記載されている。原子炉施設は重要度に応じてクラス分類され、耐震設計は重要な設備ほど余裕を持たせてなされてきた。新しい知見が得られた
場合には、それに応じてバックチェックおよび耐震裕度向上対策がなされてきた。しかしながら、福島第一の事故に鑑みれば、防護の方法として「地震の加速度に対して余裕をもって設計する」、「津波に対しては、敷地高さおよび防潮堤で止める」というのが主体であり、想定のレベルを超えた場合にどうするかについて、具体的な良い対策は考えられてこなかった。
（本節ドラフト担当：守屋）

25

図 3-1 BWR-3 の主要な安全系

図 3-2 BWR-4 の主要な安全系

26

図 3-3 MARK－Ⅰ型格納容器 3-1)

図 3-4 MARK－Ⅱ型格納容器 3-1)
27

図 3-5 アクシデントマネジメント策の設備対応例（上段：代替注水設備、下段：耐圧強化格納容器ベント）28

図 3-6 原子炉水位計の原理と挙動

事故発生

・再循環ポンプトリップ
・代替制御棒挿入

スクラム（炉停止）

1

高温待機運転2 原子炉圧力の減圧

・CRD

炉圧高もしくは炉水位低で自動起動

1 ・IC/RCIC

低圧注水系の待機を確認後運転員による減圧操作

2 ・ADS/SRV

原子炉圧力

・HPCI

2

1

4

5

3

3 低圧注水開始

低圧注水系の注水開始

3 ・CS×2/
LPCI

事故

Y 4

時間

冷温停止

4

・MUWCによる注水・消火系による注水

5 崩壊熱除去系起動

5 ・SHC×2・MUWCによる注水・消火系による注水
・PCVベント

冷温停止

設計基準事故の設備

格納容器温度高N

格納容器冷却・PCVスプレイ

ＲＨＲ

図 3-7 事故時の基本的な収束手順

29

ＡＭ対応設備表 3-1 福島第一 1～4 号機の主な設計仕様

ECCS: 緊急炉心冷却系、 HPCI:高圧炉心注水系、 ADS:自動減圧系、CS: 炉心スプレイ系、 LPCI:
低圧炉心注水系 IC：非常用復水器、 RCIC: 原子炉隔離時冷却系
３章参考資料3-1) 原子力安全研究協会、「軽水炉発電所のあらまし」（平成 4 年 10 月）

30

4. 東北地方太平洋沖地震によって生じた津波と津波想定に関わる経緯(1) 東北地方太平洋沖地震によって生じた津波
東北地方太平洋沖地震は 2011 年 3 月 11 日午後 2 時 46 分頃、三陸沖（北緯 38 度、東経 142.9度）を震源として発生した。東北地方太平洋沖地震の震源域を図 4-1 に示す。
地震の特徴として、海溝沿いのプレート間地震であるが、「宮城県沖」、「三陸沖南部海溝寄り」、「福島県沖」、「茨城県沖」等の複数領域が連動して発生した巨大地震であり、観測されたマグ
ニチュード 9.0 は世界の観測史上 4 番目の規模である。
地震の揺れは、宮城県栗原市で最大震度 7 を観測し、発電所が立地する宮城県の女川町で震
度 6 弱、福島県の大熊町、富岡町で震度 6 強、茨城県の東海村で震度 6 弱を観測している。
その後、15:30 頃に女川原子力発電所、福島第一、福島第二原子力発電所及び東海第二発電
所（以下、
「女川」
、
「福島第一｣、「福島第二」、「東海第二」）に津波が来襲した。

図 4-1 東北地方太平洋沖地震の震源域

東北地方太平洋沖地震に伴う津波が各発電所に来襲した状況としては、女川で約 O.P.+13.0m（ここでの O.P.は女川ポイント：女川の基準海水面）、東海第二で約 H.P.+5.5m（H.P.は日立ポ
イント：東海第二の基準海水面）が発電所前面で記録されている。福島第一および福島第二では、港湾内に設置されていた潮位計が津波の被害を受けたことから発電所前面における記録は採取されていないが、後の数値解析により、福島第一および福島第二の港湾内で津波高さは、それぞれ約 O.P.13m、約 O.P.9m（ここでの O.P.は小名浜ポイント：福島第一、福島第二の基準海水面）と推定されている。なお、事故直後、「15m を超す津波に襲われた」との発表があったが、これは遡上高さとしての数値である。
以下に示すこれまでの原子力発電所の津波評価は、「原子力発電所の津波評価技術」（平成 1431

年 2 月：土木学会）により実施されているが、この評価では、太平洋側の沿岸部から海溝沿いを幾つかの領域に区分し、その領域毎に単独の波源として津波評価が実施されていた。
今回の東北地方太平洋沖地震に伴い発生した津波の特徴としては、従来単独で活動すると想定していた領域が複数の領域で活動、破壊の時間差による津波の重畳及び地盤のすべり量も従来の想定を超えるものであったことが報告されている。
原子力発電所の津波評価技術で示されている波源モデル及び東北地方太平洋沖地震に伴う津波の再現解析に用いられた波源モデルを図 4-2,3 に示す。

(2) 津波想定に関わる経緯
福島第一、福島第二の設置許可の申請当時は津波に関する明確な基準はなく、既知の津波痕跡を基に設計が進められ、既往最大潮位として 1960 年（昭和 35 年）のチリ地震津波が想定されていた。その後、2002 年に土木学会で津波高さの計算手法が開発され、その手法に基づいた計算の結果、福島第一で 5.7m、福島第二で 5.2m と推定された。これを受け、この津波高さ以下にあった海水ポンプや建屋について、嵩上げや扉の水密化等の対策が実施された。2007 年には茨城県と福島県から想定津波高さの公表があったが、いずれも前記の推定高さ以下であったことから、新たな対策は実施されなかった。その後、2009 年に海底地形及び潮位条件の見直しがあり、想定津波高さが福島第一で 5.7m から 6.1m に引き上げられたため、海水ポンプの嵩上げが再度実施された。
設計津波高さの検討以外にも、知見を取り込む努力がなされてきた。一つは 2002 年の地震調査研究推進本部（推本）の見解に対する取り組みである。今回の地震を引き起こした太平洋プ
レートは、福島県沖ではプレート境界の摩擦が小さく歪みが蓄積しにくいため大きな地震を引き起こさないと言われていたが、それが福島県沖でも起こり得るとする見解である。ただし、この見解では、波源モデルも未確定であった。そこで、東京電力では、津波 PRA 手法の開発、
福島県沖の海溝沿いに三陸沖の波源モデルを仮定した場合の試計算、その波源モデルの適切性の土木学会への審議要請の準備等が進められていた。なお、同見解においても今回のような複数領域が連動した地震は想定されていなかった。
東京電力はまた、貞観津波について産業技術総合研究所から論文提供を受け、貞観津波の有無を調べるために試計算及び堆積物調査を実施した。当該試計算は、「連動」を考慮しないものであったが、その条件下では、最悪の結果になるようにパラメータを選んだ場合でも、福島第一における津波高さは取水口前面で O.P.8m～9m であった。堆積物調査は、発電所北側の南相馬
市では痕跡が確認されているのに対して、発電所敷地の近傍である富岡町、広野町及びいわき市で痕跡は発見されなかったされている。
なお，本節の内容は，セミナーにおいてその要点が紹介されたものである 4.1) , 4.2) , 4.3)。
（本節ドラフト担当：戸村、長澤、宮田）

32

図 4-2 原子力発電所の津波評価技術の波源モデル

領域

Mw

既往津波

１

8.2

1952 年十勝沖２

8.4

1968 年十勝沖３

8.3

1896 年明治三陸沖

４8.61611 年慶長三陸沖

５8.21793 年宮城県沖

６7.7

1978 年宮城県沖

７7.9

1938 年塩屋沖

８8.21677 年延宝房総沖図 4-3 事業者による東北地方太平洋沖地震の津波再現解析モデル

単位(m)４章参考資料4.1) 戸村典章、「東北地方太平洋沖地震発生後の東海第二発電所の状況について」、第 6 回セミナー資料、平成 24 年 10 月 22 日
4.2) 長澤和幸、「福島第二原子力発電所の状況について」、第 7 回セミナー資料、平成 24 年 11月2日
4.3) 東北電力株式会社、「東北地方太平洋沖地震発生後の女川原子力発電所の状況および安全対策について」、第 6 回セミナー資料、平成 24 年 10 月 22 日
33

5. 福島第一原子力発電所における事故の概要
5.1 地震と津波による被害
平成 23 年 3 月 11 日 14 時 46 分頃、世界の観測史上 4 番目の大きさ(M9.0)の東北地方太平洋沖地震が発生し、福島第一原子力発電所の立地する大熊町、双葉町では、震度 6 強の揺れを観測した（図 5.1-1）。この地震は、「宮城県沖」、

震源
原子力発電所「三陸沖南部海溝寄り」、「福島県沖」、「茨城県沖」等の複数領域が連動して発生したものであった。またその規模は、国の地震調査研究推進

図 5.1-1

東北地方太平洋沖地震の震度分布

本部においても考慮されていなかった。福島第一の各号機の原子炉建屋最地下階に設置された地震計の記録によれば、その揺れは、基準地
震動 Ss によってもたらされる揺れの大きさに匹敵あるいは若干上回る大きさであっ

表 5.1-1

地震観測記録と基準地震動に対する応答値たとされる（表 5.1-1）。
その結果として送電鉄塔の倒壊や遮断器の損傷など、様々な箇所で故障が生じ、発電所全体で外部電源が喪失する事態が発生し（図 5.1-2）、運転中の原子炉は全て自動停止（スクラム）した。外部電源の喪失に伴い、点検中であった 4 号機の 1 機を除き、
全 12 機の非常用ディーゼル発電機はすべて自動起動し、電源が確保された。この段階では、プラントパラメータの記録が残されており、原子炉水位や圧力、格納容器温度などからは、
原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷が疑われるような状況ではなかったと推定される。また、目視可能な範囲でのウォークダウン結果からは（図 5.1-3）、耐震クラスの低い設備のごく一部に損傷が見られているが、これらは原子炉安全に影響するようなものではない。なお、今後の詳細な調査検討により、主要な安全設備の健全性に対する地震の影響に関する評価がなされる必要がある。

図 5.1-3
図 5.1-2

湿分分離器廻り配管（No.3 ドレン配管から分岐する小口径配管が破損）
外部電源の状況34

地震後 1 時間弱経過した 15 時 30 分頃

表 5.1-2

津波の大きさ回更新された後、10m 以上の大津波警報

図 5.1-4

津波の波源に変わったのは、15 時 30 分であった。

表 5.1-3

被害の状況に、大きな津波が襲来した。この津波の検潮所設置位置付近での高さ（設計時における津波評価で考える高さ）は、東京電力による再現計算結果では約 13m とされている（表 5.1-2）。
（津波の直後には東京電力から「15m を超す津波」との説明がなされたが、これは「遡上高さ」
である。
）この津波の波源は、貞観津波の波源だけでなく、土木学会が津波評価モデルを作成したときに考えた波源の多くが連動して発生したもので、これも世界の観測史上 4 番目の大きさであった（図 5.1-4）。なお、地震後、津波に関する情報が気象庁より出されており、当初は 3m の大津波警報であったが、２この津波により、福島第一の広範な範囲が浸水した。また、多くの海水系機器が損傷した。建屋への浸水では、各号機の電源盤の機能が広く失われ（表 5.1-3）、1～5 号機で全交流電源が喪失し、さらに 1、2、4 号機では直流電源も喪失する事態となった。
福島第一では、全交流電源喪失事故（SBO）への対策として、直流電源を必要とする非常用復水器（以下、IC）、RCIC、HPCI による原子炉冷却や、隣接号機からの高圧電源の融通が整備されていた。さらに直流電源をも喪失した場合に備えて、隣接号機からの低圧電源の融通が整備されていた。しかし、隣接プラントも含め、電源が喪失する事態となり、極めて厳しい事故対応の初期条件が課された状態となった。さらに、大きな余震が続く、また、大津波警報が解除されない中であり、現場も津波による瓦礫が散乱しているような状況であったことも、事故対応を困難なものとした。
なお，福島第一における地震と津波による被害の詳細については参考資料 5.1)に記載されており，セミナーではその要点が紹介された 5.2)。

（本節ドラフト担当：宮田）

35

5.2

福島第一１号機原子炉
地震により、原子炉は自動停止し、また、外部電源が喪失したため、非常用ディーゼル発電機（EDG）が２台とも自動起動するとともに、主蒸気隔離弁(MSIV)が閉止した。その結果、原子炉圧力が上昇し、非常用覆水器（IC）が自動起動して、原子炉水位は維持された。
IC の作動で、設計での想定どおりに原子炉圧力・温度が低下したことから、機器への影響を懸念した運転員は、保安規定の制限値を守るように、IC を間欠的に運転し、急激な温度低下を回避した。
地震後、津波が襲来するまでの間は、外部電源が喪失した状態ではあったが、必要な安全機能は設計通り確保され、原子炉は安定的に維持されていたと考えられる。
津波が襲来し、その影響で海水冷却系が機能を失ったのみならず、敷地高さ 10m にある建屋への浸水があり、１号機では多くの電源盤の機能が失われた。この結果、中央制御室においては非常用照明のみになり、設備の状態を把握するための計装や警報灯を含めほとんどが使用できなくなり、何をすべきか、何ができるかが全く分からない状態であったとされている。
後日の東京電力の調査により、津波による直流電源喪失の結果、IC の隔離インターロックが作動して隔離弁が閉止したことが分かっている。すなわち、閉じ込め機能に対す

図 5.2-1

原子炉水位（１Ｆ１）

図 5.2-2

原子炉圧力（１Ｆ１）

図 5.2-3

格納容器圧力（１Ｆ１）

る「フェイルセーフ設計」の影響で IC の冷却機能は喪失したことになる。
なお、津波直後は IC の弁状態は把握されなかったが、11 日 18 時頃に外側隔離弁の閉止ランプ（緑ランプ）が点灯していることを運転員が確認し、開操作を実施している。
この時点では、IC が機能し原子炉水位が維持されているものと認識されていたが、いずれ注水が必要になることから、17 時過
ぎには、発電所長より消防車を用いた注水方法の検討指示が出されている。
運転員の認識とは違って、実際には津波により IC が機能を喪失したことから、原子炉圧力が上昇して、逃し安全弁（SRV）の安
全弁機能が働き、蒸気が圧力抑制室（S/C）

36

に導かれて凝縮された。この結果として原子炉水位が低下していった。なお、1 号機においては直流電源の喪失で津波直後はプラントパラメータが得られていない。バッテリーをつなぐことで水位が計測できるようになったのは、3 月 11 日 21 時 19 分である。図 5.2-1～3 は、そうして得られたプラントパラメータを参考にして、シビアアクシデント解析コード（MAAP）
で推定された水位、圧力等である。
解析の結果からは、3 月 11 日 18 時過ぎには、原子炉水位が有効燃料棒頂部（Top of Active
Fuel：TAF）を下回り、19 時前に炉心損傷が始まったことが推定されている。一方、
20 時頃に、現場指示計にて原子炉圧力が7.0MPa[abs]と確認されたことから、この段階では、原子炉冷却材圧力バウンダリは健全であり、原子炉圧力は SRV の安全弁機能により 7.0MPa[abs]近傍に維持されていたと推定される。
21 時過ぎに、TAF より高い原子炉水位が測定されているが、解析による推定とは大きな乖離がある。後日の東京電力や他の機関による検討によれば、炉心が露出した後
図 5.2-4では、凝縮槽の基準面器側の水が蒸発して原子炉からの漏えい経路

しまうことにより、水位計の機能が失われることが判明している。原子炉の実水位がさらに低下していくと、水位計装の炉側配管の水も蒸発し始めることから、その様子が水位計の指示値に現れているものと考えられている。21 時の時点では既に炉心が露出、損傷を開始しており、その影響で測定水位が実際より高い値となったものと考えられる。
3 月 12 日 0 時頃には、中操においてドライウェル（DW）の圧力が、最高使用圧力（0.531MPa[abs]）を超える 0.6MPa[abs]であったことが判明している。例えば原子炉冷却材喪失事故(LOCA)では、最大でも 0.401MPa[abs]であると評価されることから、原子炉が異常な状態にあることが推定された。これを受けて、発電所では格納容器ベントの準備に入るよう指示が出されている。2 時 30 分には DW 圧力の計測値が 0.84MPa[abs]にまで上昇し、一方、原子炉圧力はほぼそれと同じ 0.8MPa[gage]に低下した。このような１号機の原子炉及び格納容器の圧力挙動から、この時点では既に原子炉冷却材圧力バウンダリに何らかの漏洩があったと考えられる。また、この時刻までには既に炉心損傷が進み、原子炉内の温度が高くなっていたと推測される。
これらを前提とし、東京電力が核計装配管（ドライチューブ）と SRV 管台ガスケットのシール部の損傷を仮定して（図 5.2-4）MAAP コードを用いて実施した解析によれば、図 5.2-2に示すように、原子炉圧力と格納容器圧力とが均圧していく様子が示されている。この解析結果では、3 月 12 日 2 時頃に原子炉圧力容器が炉心溶融デブリの影響で損傷したとされている。
一方、格納容器圧力の測定値は、0.75MPa[abs]程度で維持されており、格納容器からの放射性物質の漏洩が生じていたものと考えられる。実際、正門付近に配置したモニタリングカ
37ーでは、3 月 12 日の明け方に、線量率の上昇が見られ、1 号機からの放射性物質の放出があったことは明らかである。
3 月 12 日 4 時頃から、代替注水ラインにつながる連結送水口に消防車が接続され、注水が開始された（図 5.2-5）。注水源は当初、防火水槽の淡水が使用されたが、程なく枯渇したため、引き続き海水が注水された。なお、代替注水ライン（消火系(FP)⇒復水補給水系(MUWC)⇒炉心スプレイ系(CS)）は、アクシデントマネジメント（AM）としてディーゼル駆動消火系
ポンプ（Diesel Driven Fire Pump：DD-FP）で水を送るとの想定で整備されていたものであり、一方、消防車は中越沖地震後の対策で用意さていたものであった。福島第一事
故時には DD-FP は燃料切れのために使えなかったが、AM で整備した注水ラインと消防車のポンプとを組み合わせて炉
心注水がなされた。

図 5.2-6

図 5.2-5デブリの状態（１Ｆ１）

原子炉への注水経路

MAAP コードの解析結果からは、この注水は、炉心損傷の防止には間に合わなかったが、既に格納容器のペデスタル部に移行していた炉心溶融デブリにも達したと推定されている。その結果、コアコンクリート反応（MCCI）が抑制され、炉心溶融デブリはペデスタル床を約 70cm
程度浸食したところで留まっていると推定されている（図 5.2-6）。
注水の対応と並行して格納容器ベントが図られたが、交流電源及び圧縮空気が失われてい図 5.2-7

格納容器ベントライン上の弁たことから、現場にて二つの弁を手動で開放する必要があった（図 5.2-7）。
原子炉建屋２階にある電動弁は手動で操作することによって開操作できたが、空気作動弁の開操作のためには、地下のトーラス室にアクセスする必要があった。9 時過ぎに運転員がトーラス室に入り、図 5.2-8に示す位置にある空気作動弁に向けてキャットウォ
ークを歩いていったが、炉心損傷により S/C に移行し

38

図 5.2-8

S/C ベント弁小弁への経路

てきた大量の放射性物質によって線量が高く、作業を断念せざるをえなかった。結果として運転員のうち１名は100mSv を超える被ばくをしている。空気作動弁を遠隔で操作するためには、駆動用の圧縮空気と電磁弁作動用の電源が必要である。しかし、圧縮空気の準備は出来ていなかったため、残圧があることを期待して、仮設照明用小型

図 5.2-9モニタリングデータと格納容器圧力(3/12)

図 5.2-10

１、２号排気塔からの蒸気放出（12 日 15 時）

発電機により小弁の開操作を 10 時過ぎに実施した。この操作後に正門付近のモニ
タリングカーの線量率が一時的に上昇したが（図 5.2-9）、格納容器の圧力が低下していないことから、十分なベントができておらず、この時ベントラインにあるラプチャディスクが開いたかどうかは不明である。
さらに、仮設コンプレッサーを利用して、原子炉建屋大物搬入口の外から圧縮空気を供給し得ることがわかり、14 時過ぎに仮設コンプレッサーを起動したところ、格納容器の圧力が低下し、排気塔から蒸気の放出が確認されている（図 5.2-10）。格納容器ベントができたと判断し得るが、この時点では、モニタリングカーによる放射線指示値は上昇していない。
3 月 12 日 15 時 36 分、1 号機の原子炉建屋が爆発した（図 5.2-11）。また爆発後にモニタリングカーの指示値は一時的に上昇した。
従来から、格納容器内で起き得る爆発的な現象としては、反応度事故、炉内・炉外の水蒸気爆発、格納容器直接加熱などが考えられていたが、この爆発のあとも格納容
器圧力はある程度、正圧を保っていたことから、これらの現象が発生したとは考えられない。
一方、炉心損傷に伴いジルコニウム・水反応によって水素が発生することから、こ図 5.2-11の爆発の原因は、格納容器内に蓄積した水

原子炉建屋の損傷状況（１号機）

素が何らかの経路で原子炉建屋に移行し、最上階であるオペフロにて爆発したものと推定さ39れる。また格納容器は、最高使用圧力を大幅に超えていた時期があり、格納容器から原子炉建屋への気体の漏洩経路については、いくつかの可能性があるが現時点で特定することは困難である。
一方、格納容器ベント操作から１時間程度経過して爆発が発生したことから、このベント
操作と水素ガスの原子炉建屋への放出との関係を明らかにする必要がある。ベント配管は、
非常用ガス処理系(SGTS)と接続され、SGTS 入口側は隔離弁により、隔離されるが、SGTS の系統全体では、通常時閉・電源喪失時開の弁が多く配置されている（図 5.2-12）。ベント配管からの逆流経路上には、電源喪失時閉の流量調整ダンパがあり、このダンパにより逆流は制限される。ダンパには完全な気密性はない
が、大流量が流れることは阻止できるものと考えられる。また、仮に SGTS のフィルタートレインを逆流したのであれ

図 5.3-1ば、粒子状の放射性物質（以下、FP）の

原子炉水位（１Ｆ２）

大部分は補足されるため、原子炉建屋内が広く汚染されていることと矛盾する。
従って、SGTS からの逆流を完全に否定することは困難であるが、SGTS が原子炉建

図 5.2-12

屋内への水素流入の主たる経路とはなっ

ＳＧＴＳ逆流の可能性（１Ｆ１）ていなかったと推定できる。
なお，福島第一 1 号機の事故の詳細については参考資料 5.1)に記載されており，セミナーではその要点が紹介された 5.2), 5.3)。
（本節ドラフト担当：宮田）

5.3

福島第一２号機原子炉
地震により原子炉は自動停止し、また外部電源が喪失したため、EDG が２台とも自動起動するとともに、MSIV が閉止した。原子炉圧力は SRV にて制御された。原子炉水位は、原子炉隔離時冷却系（RCIC）は水位低(L2)で自動起動することになっているが、水位が L2 まで低下
するより前に運転員が手動起動し、津波により直流電源が喪失するまでの間は、RCIC の水位
高(L8)トリップと手動起動を繰り返すことで、水位制御がなされた。
津波が襲来し、その影響で海水冷却系のみならず、敷地高さ 10m にある建屋への浸水もあり、2 号機ではほとんどの電源盤の機能が失われ、中央操作室は真っ暗になり、設備の状態を把握するための計装や警報灯を含めほとんど使用できなくなった。
津波が襲来した頃、運転員は RCIC を手動で起動していたが、その後の運転状態を把握することが出来なかった。原子炉水位も把握できなかったことから、11 日の 21 時頃から AM によ40

る注水の準備に取りかかり、11 日中に代替注水のラインが準備されている。一方で、RCIC の運転状態を確認するために 12 日 1 時ころ現場に向かった運転員が、RCIC 室の扉を開けた際、水が流れ出てきたことから、一旦中央制御室に戻っている。2 時過ぎに再度現場に向かい、原子炉圧力 5.6MPa に対し、RCIC 吐出圧力が 6.0MPa と上回っていることから、RCIC は運転状態にあることが確認されている。
11 日 22 時頃に、2 号機でも 1 号機同様バッテリーをつなぐことによって原子炉水位が測定されるようになり、TAF よりも高いことが確認された。それ以降は、水位はTAF+3.4～3.9m に保たれた。原子炉水位の測
定値を MAAP コードによる解析結果と共に図5.3-1 に示す。図に示すように、原子炉水位
は 3 月 14 日の昼近くまで高い位置に保たれ

図 5.3-1

原子炉水位（１Ｆ２）

続けている。一方、原子炉の圧力は、SRV の逃し弁機能が働かない状態であるにもかかわらず、6MPa[gage]前後の低い値となっている（図5.3-2）。直流電源が喪失して、RCIC の制御ができなかったにもかかわらず、このようにプラ
ントパラメータが安定していた理由は、後日の分析により、次に述べるような RCICの特殊な運転状態によるものと推定されている。
まず、原子炉水位は燃料域の水位計にて計測されている。燃料域水位計は停止時等の原子炉減圧時（大気圧）で較正されていることから、6MPa[gage]の高圧状態の指示を実水位に直す補正が必要である。こうし

図 5.3-2て補正した後の水位は、水位計凝縮槽ノズ

原子炉圧力（１Ｆ２）

ル位置に相当する。実水位がこのノズルより高い位置にあると、差圧検出をする水位計の原
理上、実水位にかかわらず、計測される水位はノズル位置レベルに留まることから、この間の実水位は水位計凝縮槽ノズル位置「以上」であったと推定されている。水位がこのようなレベルになると、主蒸気管から二相流が流出し、RCIC タービンが二相流で駆動されることとなる。RCIC から見れば、効率の悪い運転状態となり、注水流量が定格流量より小さくなり、
二相流の流出と RCIC による注水がバランスしていたものと考えられている。一方、原子炉から見た場合、蒸気に比べて単位体積当たりのエンタルピーの大きい二相流が主蒸気管から流出するため、原子炉の圧力は SRV 作動レベルより低い 6MPa[gage]前後でバランスしていたものと考えられている。
計測された格納容器の圧力トレンドを見ると、RHR による除熱喪失状態で期待されるトレンドよりも緩やかな上昇となっている（図 5.3-3）。これは、RHR 以外の除熱メカニズムがある可能性を示唆している。炉心が損傷した１～３号機では、継続的に原子炉への注水を実施
41していたが、格納容器内の水位の上昇は確認されず、格納容器から汚染した冷却水がトーラス室に流入し、さらにタービ
ン建屋に移行していったことが確認されている。一方で、原子炉への注水を実施していない（必要のない）４号機では、
１～３号機のようなメカニズムでトーラ
ス室に水が溜まることはないが、実際には、４号機トーラス室に水が溜まってい図 5.3-3

ることが確認されている。すなわち、少格納容器圧力（１Ｆ２）

なくとも４号機では、津波の影響によりタービン側からトーラス室に水が流入しており、これと同じことが２号機で起きていれば、トーラスを外部から冷却するメカニズムとなる。このような仮定をおいての MAAP コードによる解析結果は、測定値をほぼ再現できている。
格納容器の計測圧力はベントラインのラプチャディスク開放設定値である最高使用圧力（0.531MPa[abs]）より低かったが、ベントの準備が進められていた。ベントライン上の２つの弁が 13 日 11 時までに開状態とされ、それ以降、空気作動弁の開状態が維持されていたものの、14 日の３号機の爆発の影響で、空気作動弁の電磁弁励磁用回路が外れて空気作動弁が閉止した。
RCIC の運転が停止してしまう事態に備えるため、13 日 12 時頃には代替注水の構成を完了し、また、13 日 13 時頃には、バッテリーを中央制御室の SRV 制御盤に繋ぎ込み、減圧・注水ができる状態とされていた。しかしながら、同じく３号機の爆発の影響で、準備していた
消防車・ホースが破損してしまった。なお、1 号機同様、代替注水ライン（消火系(FP)⇒復
水補給水系(MUWC)⇒低圧注水系(LPCI)）は AM で整備されていたものであり、消防車は中越沖
地震後の対策で準備していたものであった。
14 日昼頃から原子炉水位が下がり始め、RCIC の機能が低下していると判断され、代替注水の再構成とベントの復旧の取り組みがなされた。当初、S/C ベント弁大弁の復旧活動がなされたが、時間がかかる見込みとなり、SRV による減圧と消防車の注水が優先された。減圧のため、複数の SRV 制御盤にバッテリーを繋なぐ操作がなされたが、なかなか SRV が動作せず、18 時過ぎになって減圧に成功した。消防車については、現場放射線量が高いため、交代で運転状態が確認されていたが、19 時
20 分に当該消防車が燃料切れで停止してい
ることがわかり、給油の後、20 時前に 2 台の消防車で原子炉への注水が開始された。その後、SRV が閉止しては開とする操作を繰り返すこととなり、２号機は不安定な状態とな
っていた。

42

図 5.3-4

注水実績と解析上の仮定（１Ｆ２）東京電力が MAAP コードを用いて解析した結果では、減圧操作に注力していた 14 日 17 時頃に原子炉水位が TAF を下回り、19 時 20 分頃に炉心損傷を開始したとの結果となっている。
これ以降、原子炉水位の計測値が一時的に回復している時期があるが、炉心損傷後は 1 号機と同様、原子炉水位の指示値の信頼性は低いものと考えられる。解析では、炉心損傷以降の計測水位を信用できないものとして、消防車で注水した流量の一部のみが原子炉に注水されたとの仮定が置かれている（図 5.3-4）。なお、１号機に比べて原子炉水位の低下開始から原子炉への注水開始までの時間が相対的に短いことから、解析上
は圧力容器の損傷には至っていない。プラントパ
ラメータ等からの検討の結果、圧力容器に損傷があり、溶融デブリが一部ペデスタル部に落下して冷却されている状態にあると推定されている（図5.3-5）。
S/C ベント弁大弁は電磁弁の不具合（地絡）により開不能と推定されたことから、同小弁が 14 日 21

図 5.3-5デブリの状態（１Ｆ２）時頃に微開とされた。この段階では、計測された
DW 圧力が最高使用圧力より低く、ベントされない状態であったが、21 時 20 分に原子炉減圧のため追加で SRV が開された
後に、正門付近の線量率が一時的に上昇したことから（図5.3-6）、何らかの FP 放出があったことは間違いない。しかしながら、２号機のベントラインのラプチャディスクが開放し

図 5.3-6モニタリングデータと格納容器圧力(3/14)

たかどうかは不明である。この後、DW の圧力が急激に上昇し、翌 15 日 7 時 20 分まで
700kPa[abs]以上の高い圧力が計測されており、炉心損傷に伴う水素発生の影響と推定されている。15 日 0 時過ぎに、DW ベント小弁の開操作がなされているが、数分後に閉状態であることが確認されており、DW 圧力も変化が無く、また、このタイミングでは、モニタリングカーの線量率に変動が見られていないことから、DW ベントによる蒸気の放出はなされていないものと考えられる。なお、DW 圧力が急激に上昇した 14 日 22 時以降、格納容器雰囲気モニタ(Containment Atmosphere Monitoring System：CAMS)のγ線線量率が得られるようになり、
炉心損傷の進展と同調してγ線線量率が上昇していく様子が捉えられている。
15 日 6 時過ぎに、大きな衝撃音と振動があり、ほぼ同じ時に S/C 圧力計測値が 0kPa[abs]になったと報告された。この時点では、２号機の S/C が損傷した可能性が考えられたことか
ら、必要な要員を除き、免震重要棟に詰めていた要員等は、一時的に福島第二原子力発電所に待避した。
43

後日の東京電力の検討では、計測された S/C 圧力は、前日から DW 圧
力と乖離していたこと、0kPa[abs]は真空であり、物理的にあり得ない
ことから、計器故障によるものと判断されている。また、衝撃音に関しては、発電所内に複数設置されていた地震計の記録を用いて、P 波、S

図 5.3-7波の到達時刻と対象号機との距離

地震計記録による爆発位置の推定のリニアリティの確認がなされたところ、４号機の爆発にともなう衝撃音であると結論付けられている（図 5.3-7）。後日、東京電力により実施された、ロボットを用いた２号機のトーラス室調査の映像からも、爆発をしたような形跡は確認されていない（図 5.3-8）。
即ち、事故時には衝撃音と S/C 圧力測定
値のダウンスケールがほぼ同時期に起きたことから、この時に S/C に何らかの損傷

図 5.3-8が起きたと考えられたのだが、これは誤っ

サプレッションチェンバの状態

た認識であったと結論付けられた。この問題については、7.7 節で再度採り上げる。
DW 圧力は 15 日 7 時 20 分の段階で 730kPa[abs]と計測され、次に指示が得られた 11 時 25 分には155kPa[abs]に低下していた。福島第一に設置されたライブカメラの 15 日 10 時の写真では（図 5.3-9）、
２号機付近から白い煙が放出されている様子が見てとれる。また、この時間帯で正門付近の線量率が急上昇していることから（図 5.3-10）、この時期に

図 5.3-9

建屋から放出された蒸気２号機から大量の放射性物質が放出されたものと推定されている。後日の東京電力による調査で、オペフロのシール
ドプラグ近傍で高い線量率が観測されていることや（図5.3-11）、過去の試験結果等から考えられている漏洩ポテン
シャルの高い箇所を踏まえ、

図 5.3-1044

モニタリングデータと格納容器圧力(3/15)

FP の主たる放出経路は、PCV ヘッドフ
ランジのシール部と推定されている。
なお、２号機では、炉心損傷したが、１、３号機と異なり、原子炉建屋で水素爆発が発生していない。これは、１号機の爆発の影響で開放したブロー
アウトパネル（4m×6m）から水素を含むガスが放出され、原子炉建屋内で高い濃度の水素が長時間蓄積することがなかったためであると推定されている。
なお，福島第一 2 号機の事故の詳細
図 5.3-11については参考資料 5.1)に記載されており，セミナーではその要点が紹介された 5.3), 5.4)。
（本節ドラフト担当：宮田）

45

原子炉建屋五階の線量分布

5.4

福島第一３号機原子炉
地震により原子炉は自動停止し、また外部電源が喪失したため、EDG が２台とも自動起動するとともに、MSIV が閉止した。原子炉圧力は SRV にて制御されており、RCIC は水位低(L2)で自動起動するが、水位が低下する前に運転員が手動起動した。
津波が襲来し、その影響で海水冷却系のみならず、敷地高さ 10m にある建屋への浸水もあり、3 号機では多くの電源盤の機能が失われたものの、１、２号機とは異なり直流電源は残っていた。このため、原子炉水位等の監視や RCIC や高圧注入系（HPCI）といった、タービン駆動であって直流電源で制御できる設備は使用可能な状態にあった。運転員は、津波の影響
で EDG が２台ともトリップし SBO となった後、RCIC により水位を制御した。この際、RCIC ポ
ンプ吐出ラインから水源である復水貯蔵タン
ク（CST）に戻すラインの弁も開け、直流電源を節約する運転操作がなされた。
3 月 12 日 11 時 36 分に RCIC が自動停止し、原子炉水位が低下、水位低(L2)で HPCI が自動起動した。HPCI の運転も RCIC と同様、直流電源を節約するよう、また、大容量の注水で S/Cの水位が上昇しないよう、CST へのテストラインを開放し、HPCI を連続的に運転することで、原子炉水位が維持された（図 5.4-1）。
原子炉水位の測定値を MAAP コードによる解図 5.4-1 HPCI の運転状態

析結果と共に図 5.4-2 に示す。HPCI の連続運転のため、原子炉の崩壊熱で発生する蒸気が継続的かつ大量に HPCI タービンに排出されるため、HPCI の運転中は原子炉圧力が低い状態となった（図 5.4-3）。この間、DW 圧力が、解析結果よりも高めに推移し（図 5.3-4）、ディーゼル駆動の消火系ポンプ(DD-FP)で 12 日
12 時過ぎに S/C スプレイを実施すると、解析結果と同レベルになっているが、これらの挙図 5.4-3

図 5.4-2

図 5.4-4

原子炉圧力（１Ｆ３）46

原子炉水位（１Ｆ３）

格納容器圧力（１Ｆ３）

動の原因については不明である。
HPCI の運転が停止してしまう事態に備えるため、SRV による原子炉減圧と DD-FP による注
水の準備作業がなされていた。13 日 2 時過ぎに原子炉圧力計測値が低下したため、運転員がHPCI 設備の損傷による原子炉生蒸気の放出を懸念し、2 時 42 分に HPCI を手動で停止した。
そして、2 時 45 分に SRV を開放しようとしたが開動作せず、原子炉圧力が上昇し、DD-FP による注水ができない状態となった。車のバッテリーを用い、SRV の電磁弁を駆動するための電源復旧の作業中であったところ、9 時頃に SRV が開き、原子炉の減圧が始まり、DD-FP と消防車による注水が開始された。解析では、HPCI が手動停止した時刻に注水が停止したと仮定しており、その結果、9 時過ぎに原子炉水位が TAF を下回り、10 時 40 分頃に炉心損傷するとの結果になっている。HPCI 停止以降の計測された原子炉水位は、MAAP 解析結果より低く推移している時間があり、実際の水位は解析よ
り早い段階で TAF を割込み、炉心損傷も解析
より実際の方が早かった可能性がある。これ
以降、原子炉の水位の計測値が一時的に回復している時期があるが、炉心損傷後は 1 号機と同様、原子炉水位の指示値の信頼性は低いものと考えられる。解析では、炉心損傷以降の計測水位を信用できないものとして、消防図 5.4-5

注水実績と解析上の仮定（１Ｆ３）

車で注水した流量の一部のみが原子炉に注水されたとの仮定が置かれている（図 5.4-5）。
HPCI による原子炉注水をしている間、DW 圧力計測値は、ラプ
チャディスク設定値よりも低かったが、格納容器ベントの準備を進め、13 日 8 時 41 分にベントラインを構成し、ラプチャディ
スクが開放すればベントが開始

図 5.4-6モニタリングデータと格納容器圧力(3/13)

される状態とされていた。9 時 20 分頃、DW 圧力が低下しており、格納容器ベントが機能したと考えられる（図 5.4-6）。この最初のベント直後に、正門付近の線量率が 300μSv/h 程度まで一時的に上昇しているが、その後のベントでは、このような線量率の増加が見られていない。風向きにより、モニタリングカー配置位置で線量率の上昇が見られないことも考えられるが、ベントにより排気筒上部に大量の FP が放出されると、風向きとは関係なく直接線で線量が検知されうることを考慮すると、二回目以降では、FP 放出量は限定的であったと推定されている。なお、一回目ベントの直前の 8 時頃に MP-4 での線量率の上昇が見られるが、この時点では、3 号機の DW 圧力は最高使用圧力以下であり、既に炉心が損傷している 1 号機からの FP 放出があったものと推定されている。

47

1 号機の爆発があって以降、同様の爆発が 3 号機でも予見されていたため、原子炉建屋の換気をすべく、ブローアウト
パネルの開放や原子炉建屋天井の穴開けなどの方法が検討されていた。その中で、原子炉建屋壁への穴開け時に爆発を誘発する危険性が少ないウォータージ
ェットの手配がなされていたが、機器が発電所に届く前の 3 月 14 日 11 時 01 分、
原子炉建屋が爆発した（図 5.4-7）。3 号機の爆発は、1 号機に比べて激しく、また、発生した煙の色が、水素爆発に特徴的な白であった 1 号機に対し、3 号機で図 5.4-7

は黒かった。原子炉建屋最上階の壁の構

原子炉建屋の損傷状況（３号機）

造が、1 号機では鉄骨造であり、3 号機
は鉄筋コンクリートであるとの違いがあり、黒い煙は、このコンクリートが粉砕されたものが観測されたと推測されている。また、3 号機の方が爆発性の物質量が多いことに加え、より強度が高い鉄筋コンクリートであったことが、より激しい爆発に寄与したものと推定されている。爆発の原因は、1 号機と同様、炉心損傷に伴い発生した水素が何らかの経路で原子炉建屋に移行し、最上階であるオペフロにて爆発が発生したものと推定しうる。3 号機では、炉心損傷から原子炉建屋爆発までの間、4 回の格納容器ベントを実施しており、初回のベントから爆発までは約 1 日経過していること、4 回目のベントから爆発までは 4 時間程度経過していること、などから、ベントにより SGTS を逆流して原子炉建屋に水素が流入したとは考えにくい。また、ベント配管からの逆流経路
上には、グラビティダンパがあり（図 5.4-8）、
このダンパにより逆流は制限されるものとなっているので、完全な気密性は無いが、大流量が流れることは阻止できるものと考えうる。また、平成 23 年 12 月 22 日に東京電力により SGTS のフィルタートレインの線量率調査が実施されている。計測された線量率
が高々数 mSv/h であり、仮に水素・FP を含む

図 5.4-8 SGTS 逆流の可能性（１Ｆ３）

ガスが大量に逆流したのであれば、粒子状の FP の大部分は補足されるため、原子炉建屋内が広く汚染されていることと矛盾する。従って、SGTS からの逆流を完全に否定することは困難であるが、SGTS が原子炉建屋内への水素流入の主たる経路とはなっていなかったと推定できる。
なお，福島第一 3 号機の事故の詳細については参考資料 5.1)に記載されており，セミナーではその要点が紹介された 5.3), 5.4)。
（本節ドラフト担当：宮田）
48

5.5

使用済み燃料プール

４号機は、定検停止中で、使用済み燃料は全て使用済み燃料プール(SFP)にあった。このため、他号機や共用プールに比べると、崩壊熱による総発熱量が最も高い状態であった（表5.5-1）。
表 5.5-1

地震により、外部電源が喪失、使用済み

使用済み燃料の貯蔵状況

燃料プール冷却系が停止し、EDG（B 系)が自動起動した（A 系は点検中）。
津波が襲来し、その影響で海水冷却系のみならず直流電源及び交流電源が全て喪失したことから、SFP の冷却機能及び補給水機能が喪失した。この段階では、他のプールに比べて相対的に厳しいと認識されていたが、崩壊熱で水が蒸発し、燃料が露出するのは３月下旬頃と推定されていたことから、より重篤な状態であった１～３号機の炉心冷却等の対応が優先されていた。3 月 14 日 4 時頃、SFP 水温が推定されていた値に近い 84℃である
ことが確認された。
3 月 15 日 6 時 12 分、大きな衝撃音と振動が発生し、原子炉建屋 5 階屋根付近に損傷が確認された（図 5.5-1）。4 号機は停止中で、かつ燃料は全て SFP にあり、前日には水温を確認されていることから、燃料被覆管の露出に伴う水－金属反応による水素の発生は考えにくく、爆発の原因が特定できなかった。また、爆発によるプールや燃料への影響の程度もわからず、SFP には水位計がないことから水位が確保されているかも不明であった。この

図 5.5-1

ような中で喫緊の課題として、代替の冷原子炉建屋の損傷状況（４号機）

却手段が模索されていた。一方で、SFP に水が無ければ、燃料からのスカイシャイン線で 4号機周辺の放射線量率が高くなると想定されるが、実際には、作業が可能な程度の線量であったことから、燃料は露出してはいないであろうと考えられていた。
3 月 16 日には、ヘリコプターから 4 号機の SFP に水位があることが確認され、20 日から放水車による淡水放水、22 日からコンクリートポンプ車による海水放水が開始され、30 日からは淡水に切り替えられ、7 月 30 日には新たに設置された代替冷却系により、冷却が開始された。

49

爆発の原因については、a.使用済み燃料の過熱に伴う水素、b.気化した油、c.持ち込み可
燃性ガス、d.水の放射線分解による水素、が想定される。a.は水位が確保されていたこと、b.は建屋内の温度が、油が気化する程の温度にはならないと考えられること、c.はボンベ等では可燃性ガスの量が少なく大規模爆発
しないこと、d.は爆発に至るほどの量は発生しないこと、からいずれも否定される。大規模損傷の原因となる可燃

図 5.5-2性ガスの発生は、炉心損傷時の水素発

４号機への水素の流入経路

生が最も可能性が高く、隣接する 3 号機からの流入経路が検討され、3、4 号機で共用されている格納容器ベント配管からの流入が有力視された（図 5.5-2）。4 号機建屋への流入経路には、SGTS があり、設計情報から、1 号機や 3 号機にある逆流を抑制するダンパが無いことがわかった。この逆流を裏付けるため、平成 23 年 8 月 25 日に、SGTS
フィルタートレインの線量率測定が実施さ

図 5.5-4

図 5.5-3 SGTS 逆流の可能性（１Ｆ４）

爆発による損傷状況（１Ｆ４）

れ、出口側（3 号機側）の線量が高く（図 5.5-3）、3 号機からの逆流が裏付けられた。
原子炉建屋 4、5 階の現場調査により、5 階の床面が上方に向かって変形している一方で、4 階の床面は下方に向かって変形し、4 階の空調ダクトが元の位置にはなく、瓦礫状になって床に散乱していたことがわかっている（図 5.5-4）。これらのことから、爆発は 4 階の空調ダクトから発生し、これが階段室等を経由して建屋全体に伝搬したものと考えられている。

50

SFP の下部の 2 階エリアには、漏水の痕跡は見られず、また、SFP を支持する構造物に損傷は見られていないことから、構造上の健全性は確保されていると考えられる。事故後の状態で、東北地方太平洋沖地震による揺れと同程度の地震動（基準地震動Ｓｓ）に再度襲われても、使用済燃料プールを含め、原子炉建屋が壊れないことが解析により確認されている。さらに耐震余裕度を高めるため、SFP 底部を補強して（図 5.5-5）、20%以上向上させている。

図 5.5-5

また、原子炉建屋の傾きについては、プール水面と耐震補強工事

建屋床との距離測定、建屋壁面の光学機器による傾き調査が継続的に実施されており、有意な傾きがないことが確認されている（図 5.5-6）。
SFP 内の写真等からは、これまでのところ使用済み燃料ラックに異常は見られておらず、取り出された新燃料の検査でも燃料は健全であることが確認されている。また、プール水の核種分析の結果、よう素、セシウムが検出されているものの、１～３号機よりも 2桁以上低い濃度となっている（表 5.5-2）。
事故発生前よりも濃度は高いが、絶対値とし
図 5.5-6て小さいことから、系統的な大量破損は発生

原子炉建屋の傾斜確認

しておらず、確認された FP は１～３号機の炉心由来の可能性が高いと推定されている。
3 月 16 日にヘリコプターから水面を確認し

表 5.5-2

サンプリング結果（１Ｆ４）て以降、放水車やコンクリートポンプ車からの放水が実施され、4 月 12 日からコンクリート
ポンプ車を用いて水位測定ができるようになった。この水位測定実績と放水の実績に、地震
時のスロッシングや爆発の影響による水位低下、放水の歩留まり（SFP に注入された割合）を仮定し、SFP の水位・温度が評価されている（図 5.5-7）。水位が最も低くなった（燃料ラック頂部+1.5m）
4 月 20 日頃までは、放水量が十分ではなかった。4 月 22 日の注
水でプールゲートが閉じたと推定され、この時期を境に水位が上昇し、4 月 27 日にはスキマーサージタンクの大幅な水位上昇が見られ、満水となったことが確認されている。
51

図 5.5-7

ＳＦＰ水温・水位評価結果（１Ｆ４）1～3 号機の SFP でも同様の評価が実施され

表 5.5-3

サンプリング結果（１Ｆ３の例）ており、いずれも 4 号機に比べて崩壊熱が小さく、温度は 70℃程度で推移し、蒸発に伴う水位低下あるが、水深は十分に確保されていたとの結果となっている。1、3 号機は原子炉建屋が爆発しているが、SFP の水位維持機能は保たれていると考えられる。5、6 号機の SFP
及び共用プールは、4 号機に比べて崩壊熱が小さく、水温が一時的に 70℃程度まで上昇しているが、代替の冷却設備の導入により安定した冷却状態が維持された。また、1～3 号機のSFP 水 の サ ン プ リ ン グ 結 果 に よ る と （ 表
5.5-3）、いずれも原子炉停止後７ヶ月以上経過しているにも係わらず、事故初期に短半減期核種が検出されていること、核種組成がタービン建屋のたまり水の核種組成と類似していることから、SFP 水の汚染は、損傷した原子炉由来と推定されている。
乾式貯蔵キャスクが保管されている建屋には、津波により大量の海水、砂、瓦礫等が流図 5.5-8

乾式キャスク外観

入し、床面浸水、ルーバや扉等の損壊が見られる。しかしながら、放射線場はバックグラウ
ンド程度であり、乾式貯蔵キャスクは空冷され、密封性能は維持されているものと考えられている。
なお，福島第一の使用済み燃料プール等における事故の詳細については参考資料 5-1)に記載されており，セミナーではその要点が紹介された 5-5)。
（本節ドラフト担当：宮田）

52

5.6

福島第一５、６号機原子炉

5、6 号機は、定検停止中（冷温停止）であり、5 号機は、原子炉圧力容器(RPV)の耐圧漏えい試験中で原子炉圧力が 7MPa[gage]程度に維持され、6 号機は、RPV ヘッドオンの状態であった。地震動は、１～４号機と同様、基準地震動と同程度もしくは若干上回るものであった
が、津波高さは設置許可時の設計基準値のみならず、最新の評価値をも大幅に上回るものであった。ただし、5、6号機側は、主要建屋が設置されている敷地高さ
が、O.P.（小名浜ポイント）+13m であり、１～４
号 機 側 (O.P.+10m) よ り
高く、津波の被害は甚大ではあったが、相対的に

図 5.6-1

主要建屋への浸水状況

は小さいものであった（図 5.6-1）。
5 号機は、地震により外部電源が喪失し、EDG2 台が自動起動した。外部電源喪失により加圧に使用していた制御棒駆動機構ポンプがトリップし、原子炉圧力が一時的に 5 MPa[gage]程度まで低下した。津波の影響で、高圧の電源盤、非常用の低圧電源盤の全てが機能喪失し、SBO となった。常用の低圧電源盤の一部は使用可能で、直流電源も使用できる状態であり、プラントパラメ
ータは確認できた。原子炉は起動前で、新燃料も装荷されていたことから崩壊
熱レベルは小さく、原子炉圧力の上昇は緩慢であった。11 日夜から電源系の点

図 5.6-2

検・復旧作業が開始された（図 5.6-2）。

電源復旧（６号機からの融通）

12 日に入ってからは、RPV 頂部ベントによる原子炉減圧がなされ、14 日になって、耐圧漏えい試験のために除外されていた SRV の窒素ガス供給ラインが復旧され、断続的に原子炉の減圧操作がなされるようになった。また、復水補給水系(MUWC)への電源が復旧し、14 日には、原子炉注水が開始され、原子炉水位が維持された。19 日には、仮設水中ポンプが起動し、RHR（C)による SFP 冷却が開始され、20 日には、RHR（C)により原子炉冷却が実施され、冷温停止となった。以降、SFP と原子炉を交互に冷却する運用がなされた。
6 号機は、地震により外部電源が喪失し、EDG3 台が自動起動した。津波の影響で、一部の高圧電源盤が使用不能となったが、直流電源は被水を逃れ使用可能であり、EDG1 台(6B)は、その冷却系が海水系に依存しない空冷であったことから機能を維持し、SBO には至らなかった。13 日から、MUWC による原子炉への代替注水が開始され、一方、崩壊熱の影響により原子炉圧力が徐々に上昇したことから、14 日からは SRV による原子炉減圧がなされ、MUWC による注水が可能な原子炉圧力レベルが維持された。19 日には、仮設水中ポンプが起動し、RHR(B)53による SFP 冷却が開始され、20 日には RHR(B)による原子炉冷却がなされ、冷温停止となった。
以降、SFP と原子炉を交互に冷却する運用がなされた。
なお，福島第一 5,6 号機の事故の詳細については参考資料 5-1)に記載されており，セミナー
ではその要点が紹介された 5-6)。
（本節ドラフト担当：宮田）

5.7 放射性物質放出量評価
5.7.1 大気放出量
事故時に大気中に放出された FP 放出量の評価の不確定性を小さくするためには、主排気筒モニタ等、放出源になるべく近い地点での線量率を用いることが適当であるが、福島第一の事故では、プラント設備に付随したモニタは電源が無いことから使用できなかった。また、モニタリングポストも同様に電源がなく使用できなかったが、モニタリングカーを移動させながら、発電所内での線量率を測定しており（図 5.7-1、2）、東京電力では、この線量率の記録から FP 放出量が評価している。
この評価手法では、FP 放出に伴う線量率の増加

図 5.7-1

モニタリングの位置

（ピーク）
を再現
するような FP 放
出量を繰り返し計算により求め、また、
風向きによりピークが見られないような時

図 5.7-2モニタリングデータ

間帯は、
バックグ
ラウンドの 1%が FP 放出の寄与であるとの仮定を置いて放出量を求めている。

表 5.7-1

大気放出量評価結果

このような手法で評価された大気放出量の結果を表 5.7-1 に示す。総放出量は、希ガス、ヨウ素 131 はそれぞれ、約 500PBq、セシウム
134、137 はそれぞれ、約 10PBq となっている。
総放出量に対する寄与が最も大きかったのは、
3 月 15 日 7 時以降の 2 号機からの放出となっている。また、格納容器ベントによる FP 放出は、総放出量に対して桁で小さく、周辺土壌の汚染の主要因にはなっていないと推定されている。

54

3 月 15 日には、2 号機から継続的に FP 放出があったと考えられるが、この日には、北西方向に向かった風が吹いており（図 5.7-3）、また、夜には、発電所から北西方向の地域で雨雲が観測され（図 5.7-4）、降雨があったものと推測される。発電所から北西方向には、高線量の汚染地域が確認されており、その主たる原因は、3 月 15 日に 2 号機から放出された FP によるものと推定されている。
なお、原子力安全・保安院、日本原子力開発機構等においても同様の評価が実施され、セ図 5.7-3 3 月 15 日 20 時に放出されたプ
図 5.7-4 3 月 15 日 23 時の雨雲レーダー図

ルームの軌跡シウムについては同等の値となっているが、ヨウ素については、東京電力の値が３倍程度大きくなっている。これは、東京電力の評価では、希ガス、ヨウ素、セシウムの放出割合を一定と仮定した評価となっており、この仮定の影響が出ている可能性があると分析されている。

5.7.2

海洋放出量

海洋放出量の評価に際しては、放水口付近での海水中放射能濃度の測定値を用い、この測定値を再現可能な FP 放出量が東京電力により評価されている。
主な海洋汚染の原因は、２号機、３号機の取水口スクリーン付近からの放出、集中廃棄物
処理建屋内の低濃度汚染水の放出、５号機、６号機のサブドレンピットに滞留していた低濃度地下水の放出であり、これらに加え、大気中 FP の降下や雨水からの流入が考えられている。
評価の結果、総放出量は、ヨウ素 131 は約 11PBq、セシウム 134、137 はそれぞれ、約 3.5PBq、
約 3.6PBq となっている。海洋放射能流入は、４月中には大きく低下し（図 5.7-5）、海洋への総放出量は、大気放出よりも小さな放出量となった（表 5.7-2）。なお、日本原子力開発機
表 5.7-2

図 5.7-5

海洋放出率の変化

海洋放出量評価結果(PBq)

構等においても同様の評価が実施され、数値的には同等の値となっている。

なお，福島第一からの放射性物質放出量の詳細については参考資料 5-7)に記載されている。

55

（本節ドラフト担当：宮田）

5.8

事故時の資機材物流の状況
福島第一では、事故時の資機材確保の取り組みとして、過酷な原子力災害、長期的な災害対応については想定されていなかったため、同所においては、バッテリー、電源、注水用資
機材、燃料、放射線管理・防護用品、飲食料、その他（生活用品、衣類、寝具、生活用水、トイレ等）必要な資機材が多岐に渡って不足した。

(1)

資機材物流の置かれた環境について
地震・津波による東北地方から関東に渡る広域な道路被害（通行止め・渋滞等）や通信環境の悪化、福島第一周辺においては同所１、３、４号機の爆発による屋外汚染等、物流の阻害要因が重なり、資機材を必要な場所まで届けることができない等の事例が発生した。
輸送に要する時間についても、東京・福島第一間の移動が通常では３時間半程度であるのに対し、災害発生後（FP 放出以前）は７～１０時間程度かかるような状況であった。
また、福島第一の南方約 20km の場所に位置するＪヴィレッジを福島第一、第二への物流拠点として使用することとされていたのに対し、福島第一１号機で 3 月 12 日に水素爆発が発生したため、Ｊヴィレッジにおいても線量が上昇し、避難指示区域化が懸念された。このため東京電力は、同日、いわき市の小名浜コールセンターを資機材受け入れ拠点とすることとした。しかしながら、東京電力以外からの支援物資も集まりつつあったものの、小名浜コールセンター自体・周辺地域も地震や津波により被災していたこと、送り主、送り
先不明の資機材が多数あったこと、受入れ態勢も整っていなかったため物資を受領しても整理も出来ず単に受取り順に積み上げていかざるを得なかったこと、等の理由から、同コールセンターでの受払・在庫管理は混迷を極めることとなった。
さらには、3 月 15 日には２号機から大量の FP が放出されるなど、所外に FP が放出され、周辺地域の放射線量が更に上昇する状況となった。
発電所への物資輸送役務は、一般企業の運転手に依頼されていたが、これら運転手は地域（道路）事情に精通しておらず、放射線に関する知識がなく、さらには、放射線防護用品がないこともあり、発電所までの輸送の実施が困難な状況となった。これら運転手は、
小名浜コールセンター等までの輸送を担当することとし、そこから発電所までの輸送に関しては、大型免許を所有する発電所員を含む東京電力社員等の支援要員で担当することとなった。しかしながら、通信が不通状態で道路情報が不足していたこと、大型車輌の運転に不慣れであったこと、しかも FP 防護用の全面マスク着用での運転であったこと、急遽東京方面から集められた運転手は地理感が乏しかったこと等から、道に迷う車輌もあった。
物資の受け渡し場所が急遽変更されたり、発電所において届けられた物資の荷下ろし用重機がなかったり、あった場合でも操作可能な作業員が確保出来なかったこと等から、輸送が大幅に遅延したり、未達となってしまうようなケースが多発した。また、通信環境が極めて劣悪だったこともあり、予定外の場所に直接的な授受行為なしに運搬されてきた物資が置かれているような事例も見られ、発電所が要望した物資がタイムリーに発電所に届く
56

ことは困難な状況であった。

(2) 各種資機材の確保状況
a. バッテリーの確保状況について
直流電源を供給するためのバッテリーは、原子力災害対応においては、プラントの監視、減圧、注水・冷却に必要不可欠の設備である。プラント内に設置されているバッテ
リーは、常時充電され、定期的な試験・検査により性能・機能が維持管理されており、予備を持つ運用とはなっていなかった。直流電源が失われた 3 月 11 日夕方から、発電所対策本部自らもバッテリーの確保に奔走し、また本店対策本部においても仕様を限定せず、できる限りのバッテリー収集に動いた。バッテリー確保の方法は大別して３通りであり、発電所における収集、購入、東京電力社内設備の流用が挙げられる。（表 5.8-1、
図 5.8-1）(a) 東京電力本店等での手配分
東京電力本店では、電気設備の被害状況が概略把握出来た段階で、バッテリーと充
電器をセットで手配することとしていた。当初は設備仕様が限定されていなかったが、発電所から重機が使えず、重いバッテリーでは現場に運べない、との情報が入り、運
びやすい車両用バッテリーの発注に切り替えられていった。車両用バッテリーについては、3 月 11 日深夜から 12 日朝方にかけ、車両用 12Ｖバッテリー1、000 個が発注された。しかしながら、高速道路の利用許可をスムーズに得られないなど、輸送車が都内からなかなか出られない状況が生じたことから、小名浜コールセンターに納品されたのは、3 月 14 日 0 時頃であった。3 月 14 日 21 時頃までに、本店からの応援要員がバッテリー約 320 個を、大型トラック２台で福島第一まで輸送した。また、その後も継続して輸送しようとしたものの、福島第一において発生した爆発の影響により、一時的に発電所への輸送が中断され、再開は 17 日以降となった。
また、柏崎刈羽原子力発電所からも、柏崎市内で購入した車両用 12Ｖバッテリー20
個が応援人員輸送バスとともに 3 月 14 日に福島第一に到着している。

(b) 東京電力社内からの流用分
東京電力本店から火力発電所や支店に働きかけられ、自社設備で保有している各種
バッテリーが福島第一に提供された。
広野火力発電所からは 2Ｖのバッテリー50 個（１個あたり 12.5kg）を現場から取り外し、輸送することとした。この際、原子力安全・保安院から東京電力本店へ、自衛隊ヘリコプターによる輸送支援の打診があり、これらのバッテリーは 3 月 12 日１時
20 分頃発電所に到着し、１号機ディーゼル駆動消火ポンプの起動用や３号機原子炉水位計の復旧等に利用された。
また、それ以外にも 2Ｖバッテリーが川崎火力発電所、東京支店等から届いたが、バッテリーの重量が 140kg 程度あるものもあり、福島第一側に取り扱える重機がなかったことから使用されなかったものもあった。
57

(c) 福島第一における確保分
地元住民の避難により発電所周辺店舗での調達が不可能となり、車両用バッテリーのを、いわき市等遠方まで調達しに行くこととなった。しかし、大きな余震が続く中、国道６号等の幹線道路も地震や津波による大規模地滑りや障害物により通行不能となっている箇所が多く、通行可能な迂回路を探し、地震により発生した段差や陥没等に注意しながらの慎重な運転が必要となった。地元住民の避難車輌による渋滞もあり、さらには、いわき市も被災しているため、営業している店舗を探すことにも困難があった。結果として、普段は片道１時間程度の行程が、往復で半日以上かかるような状況であった。この買い出しにおいては、車両用 12Ｖのバッテリー8 個が調達され、３、４号の中央制御室で使用された。
地震により事務所建物が大きな被害を受け、大きな余震も頻発したことから当面の間は立入り禁止とされ、金庫にもアクセス出来なかった。上記買出しの際においては、
免震重要棟の所員が所有する現金を一時的に借用して購入資金に充てなければならな
いような状況であった。
また構内バス、業務車からも 12Ｖのバッテリー5 個が取り外され、3 月 11 日の夜に
１、２号中央制御室に運び込まれ、原子炉水位計の一部が確認可能となった。しかし、それでは不十分であったため、個人の通勤車両から、20 個のバッテリーが確保された。
これらは２、３号機の原子炉減圧のため、直列で 10 個つないで使用され、主蒸気逃がし安全弁開操作に役立てられた。

b. 電源車の確保状況について
福島第一では、所内電源及び外部電源の現場状況を確認した結果、早期の復旧は困難であると判断されたことから、使用可能な所内電源設備と電源車を用いた電源復旧を目指すこととなった。電源車確保の方法は大別して、社内から、他の電気事業者から、自衛隊からの３通りが挙げられる。（図 5.8-2）
東京電力の電源車は、高圧電源車、低圧電源車を合わせ、計 15 台、他電気事業者と自衛隊からは計 7 台が確保された。道路被害や渋滞により電源車が思うように進めないことから、3 月 11 日 17 時 50 分頃、本店対策本部は、自衛隊ヘリコプターによる電源車の空輸の検討を依頼したものの、電源車の重量が重すぎることから空輸を断念した。その後、3 月 12 日以降、陸路で順次発電所に到着した。電源車による電源復旧の準備として、
ケーブル敷設ルートの検討、ケーブル手配、瓦礫撤去、ケーブル敷設等を行い、3 月 13日以降、電源車による受電に一部成功した。しかしながら、原子炉建屋の爆発の影響や、ケーブルの損傷等のトラブル等により電源復旧作業は難航した。なお、電源復旧作業中に東京電力の電源車が到着したため、東京電力以外の電源車は使用されなかった。

C. 消防車の確保状況について
福島第一では、全交流電源喪失等に伴い原子炉に注水するためのポンプが使用出来なくなっていたことから、アクシデントマネジメント対策の一環として活用することとな58

っていた消火系配管、及び本来発電所設備として期待していなかった消防車を使用した
原子炉への注水方法の検討が開始された。またこれに伴い、発電所対策本部は、発電所所有の消防車に加え、追加の消防車の手配することとした。
（図 5.8-3）
福島第一で所有していた消防車は 3 台であった。そのうち 1 台は故障、１台は５、６
号機側にあり、当初は瓦礫によりアクセスできず使用可否不明で、使用可能な消防車は1 台だけであった。3 月 13 日には、瓦礫撤去等に伴い構内道路が復旧し、使用可否不明となっていた消防車の状況が確認され、損傷はなく使用可と判明し、それ以降原子炉注水に使用された。
所外からの消防車支援については、柏崎刈羽原子力発電所や東京電力の東京湾岸の火力発電所から 7 台、また、他電気事業者・国、自衛隊等から 5 台、計 12 台が追加で確保された。これら消防車は 3 月 12 日の午前中以降順次発電所に到着し、原子炉注水への水源となる防火水槽等への淡水、海水の移送、原子炉への直接の注水に使用された。
なお，福島第一の資機材物流の状況の詳細については参考資料 5-1)に記載されており，セミナーではその要点が紹介された 5-8))。
（本節ドラフト担当：川本、宮田）59

表 5.8-1

図 5.8-1

バッテリーの調達状況一覧

資機材の搬送状況（バッテリー）

60

図 5.8-2

資機材の搬送状況（電源車）

図 5.8-3

資機材の搬送状況（消防車）615.9 防災対策
5.9.1 事故初期における周辺の放射線状況
東京電力福島第一原子力発電所は福島県浜通りと呼ばれる太平洋に面した地域に位置し、この地域では海陸風循環が卓越する。夜間に海側に向かっていた風が早朝に南側に向き、その後、南西、西、午後から夕刻にかけて北西に向かう風向変化が顕著である特徴を持つ。事故発生当時、福島県が県内に設置していた 24 のモニタリングポストのうち、大野局（サイトから西、約 5km）を除くモニタリングポストは、通信回線の断線、電源喪失、津波による流失により使用できなくなった。しかしながら、県 7 方部、県北（福島市）、県中（郡山市）、
県南（白河市）、会津（会津若松市）、南会津（南会津町）、相双（南相馬市）、いわき（いわき市）の可搬型モニタリングポストが当時の周辺環境の放射線状況を記録している。図 5.9-1に事故初期の県 7 方部における空間線量率の時間変化を示す。
3 月 12 日にサイトの北約 24km に位置する南相馬市で 17 時 46 分に空間線量率の上昇がみられ、21 時には 20μSv/h を検出している。これは 1 号機のベント及びその後の建屋における水素爆発によって放出された放射性プルームが折からの南風によって運ばれ南相馬付近を通過したものと考えられる。プルーム通過後は 3 時間ほどでレベルは 1/2 以下に低減し、翌
3 月 13 日には地表面に沈着した放射性核種からの寄与と考えられる約 4μSv/h に落ち着く。
この時の放射性プルームは北上し、東北電力女川発電所のモニタリングポストで、20 時 40
分、22 時 20 分、翌 3 月 13 日 1 時 50 分に空間線量の上昇がみられ、3 月 13 日のピークは最
大約 21μSv/h になったことから、東北電力は原子力災害対策特別措置法第 10 条に基づく通報を関係機関に行うに至った。

25.0

県北
福島市
県中
郡山市①

20.0

線量率(μSv/h)

県中
郡山市②
県南
白河市

15.0

会津
会津若松市
10.0

南会津
南会津町
相双
南相馬市

5.0

いわき
いわき市

0.0

日付

図 5.9-1 県 7 方部における空間線量率の時間変化
3 月 13 日から 14 日にかけては風が陸から海に向かっているため、2 号機や 3 号機からのベントあるいは 3 号機の水素爆発（3 月 14 日 11 時 01 分）による放出は陸側の敷地外では検出62

されていない。5.3 節に示したように、3 月 14 日の多分夕刻には 2 号機で炉心溶融が起こっているが、その後のベント操作は失敗している。この時期、2 号機のドライウェル（DW）圧力は、14 日夕刻から 15 日朝まで 700kPa[abs]を超える高圧で、それ程変動していない。これは、原子炉内で発生した蒸気や水素の一部が、多分ドライウェルから、原子炉建屋を経て環境中に漏洩したことを示唆している。そして、2 号機では、１号機の水素爆発によって原子炉建屋のブローアウトパネルが開いてしまっており、格納容器から原子炉建屋に漏洩した水
蒸気、水素、放射性物質は、容易に環境中に放出されたと推定される。これにより敷地内の放射線量が上昇し始める。この放出の影響は折からの北風に乗って浜通りを南下、3 月 15 日
0 時にはいわき市で空間線量が上昇し（0.57μSv/h）始め 4 時には最大 23.72μSv/h を検出している。その後、放出プルームはさらに南下し、茨城県北茨城市でも 0 時 20 分には空間線量が上昇（0.144μSv/h）し 5 時 50 分に最大 5.575μSv/h を検出した。東海村の原子力機構
でも 15 日 1 時前頃からすべてのモニタリングステーション、モニタリングポストで同時に線量率が上昇し始め、同日 7 時過ぎにピークとなった。その後、関東各地でモニタリングポス
トの値が上昇し、静岡県まで到達したと考えられる。また、15 日早朝のいくつかの事象により敷地内の南西側では 9 時に約 12 mSv の線量率を測定している。
2 号機においては、
これも 5.3 節に記したように、
DW の圧力は 15 日 7 時 20 分に 730kPa[abs]であったものが、次に指示が得られた 11 時 25 分には 155kPa[abs]まで低下している。圧力抑制室（S/C）圧力は 15 日 6 時過ぎに衝撃音とほぼ時を同じくして 0kPa[abs]となっているが、これは計器の故障と考えられており、参考にならない。このことは、15 日のこの時間帯に、それまで格納容器内にあった気体、その後に格納容器内で生じた気体のほとんどが、大気中に放出されたことを示唆している。そして、現在では上述の「衝撃音」は 4 号機の水素爆発の音を誤認したものと推定されていることから、この時点で S/C に損傷が起きたとも考えられない。そうすると、過去のシビアアクシデント研究の結果からは、S/C よりも DW で大漏洩が起きた可能性が高い。
サイトのモニタリングカーによる気象観測によると、14 日夜半から 15 日午前にかけては
北から北東の風が続き、正午を境に南から南東の風に変わり夜半までその状態が続いていた。
図 5.9-1 のように放出された放射性物質は、その後、白河市（13:00 に上昇開始 0.44μSv/h、13:30 に 5.02μSv/h のピークを見た後、一旦わずかに減少後、22:40 に最大 7.70μSv/h を記録）、郡山市（13:00 に 0.06μSv/h であったが 14:05 に 8.26μSv/h に急上昇し、その後 3.5
μSv/h レベルの状態が続き、23：00 の 3.54μSv/h から減少）、福島市（15:10 に 0.11μSv/h
で上昇開始、16:30 頃に急上昇し 18:40 に最大 24.24μSv/h、23:20 の 23.9μSv/h から減少）に達し空間線量率の上昇が見られる。福島県のアメダスデータを見ると 15 日 17 時に最初に福島市で 0.5mm の降水を観測しており、福島市の空間線量率のピーク後のゆっくりとした低
減は、降雨により地表面に沈着した核種からのガンマ線寄与と考えられる。その後、北部から雨や雪が観測され夜半には全域に及んだため、放出プルームの通過と降雨、降雪の影響による放射性物質の沈着により原子力発電所の北西方向の高い汚染分布が形成した。文部科学
省が米国エネルギー省の協力を得て実施した福島第一原子力発電所から 100 km 範囲内の航空機モニタリングによる線量測定マップと Cs-134 および Cs-137 の地表面の蓄積量の分布は、放射性プルーム通過時の降雨の影響を強く受け、非一様な分布を示している。
63その後、3 月 16 日 10 時 50 分にいわき市で 18.78μSv/h の一瞬のピークを検出している。
南相馬市では 3 月 18 日、19 日、20 日に、いわき市では 21 日に、プルームの通過とみられる
一時的な空間線量の増加が検出されているが、そのレベルは 7μSv/h 以下である。

5.9.2 避難等の緊急防護措置の実施
3 月 11 日 15 時 42 分に１F1～5 号機の全交流電源喪失で事業者から原子力災害特別措置法（以下、「原災法」）第 10 条通報が保安院に通報される。16 時 36 分、1 及び 2 号機の原子炉冷却機能喪失で事業者は原災法 15 条事象発生を判断し同 45 分に通報した。これを受け、17時 45 分には保安院は 15 条の上申プロセスに入り、18 時 22 分に経済産業省大臣より内閣総理大臣に緊急事態宣言の上申がなされる。19 時 03 分に、内閣総理大臣は原子力緊急事態宣言を発令し、原子力災害対策本部及び同現地対策本部を設置した。
同 20 時 50 分、福島県知事は独自に大熊町及び双葉町に対し、福島第一原子力発電所から半径 2km 圏内の居住者の避難を指示した。この 2 km の選択は通常の防災訓練で実施されている範囲とした（政府事故調）。政府では緊急事態宣言から 2 時間 20 分後の 21 時 23 分に半径3km 圏内の居住者の避難および半径 3～10km 圏内の居住者の屋内退避を指示した。この 3 kmの選択は平成 19 年の防災指針改定の際に有効性があるとされた放出前の予防的防護措置に関連して国際原子力機関（IAEA）が推奨する予防的措置範囲（PAZ）の 3～5 km、およびベントを前提とした避難の範囲として考慮された。その後、1 号機の格納容器圧力の上昇やベント実施の遅れもあり 3 月 12 日 5 時 44 分には、避難範囲を 10km に拡大する。事態の推移を検討し保守的に防災指針の EPZ 範囲を選択した（政府事故調）。12 日 15 時 36 分に 1 号機
原子炉建屋での爆発が起きこれに対する対応が検討され 18 時 25 分には避難指示をさらに20km 圏内の居住者までに拡大した。20km 範囲の選択については明確な根拠は示されていない。
3 月 14 日 11 時 1 分 3 号機原子炉建屋の爆発、15 日 6 時過ぎには事故当時は 2 号機付近で生じたとされた爆発的事象や 4 号機原子炉建屋の損傷や火災発生等の複数号機における事態の発生後、が原子力災害対策本部は 15 日 11 時、福島第一原子力発電所から半径 20km 以
上 30km 圏内の居住者等の屋内退避を指示した。

5.9.3 飲食物に関する早期防護措置の実施
3 月 15 日、採取した表土、植物（雑草）からは高濃度の放射性ヨウ素と放射性セシウムが検出された。放射性プルームの通過地域では今後も相当期間、高線量率、高濃度の状態が継続すると推定されたため、原子力安全委員会は牛乳、飲料水、農作物の早期モニタリング
実施を官邸緊急参集チーム協議で提起した。食品衛生法に基づき飲食に起因する衛生上の危害の発生を防止する管轄権をもつ厚生労働省（以下、厚労省）では、事故以前には放射能に関する基準を定めていなかったため、3 月 17 日に「放射能汚染された食品の取り扱いについて」で、原子力安全委員会の防災指針に示された「飲食物摂取制限に関する指標」を暫定規制値とし、これを上回る食品については食品衛生法第 6 条第 2 号に当たるとして摂取しない
ように各自治体に通知した。なお、この際、飲料水、牛乳・乳製品については放射性ヨウ素が 100 Bq/kg を超えるものは、乳児用調製粉乳及び直接飲用に供する乳に使用しないよう指導すること、という注意書きがつけられた。表 5.9-1 は平成 24 年 3 月 31 日までの検査で暫64

定規制値を超えたサンプルの数を示している。全県で見ると 1％以下、福島県でも 3.3%と基準値を超える食品は少ない。事故初期の飲食物の出荷・摂取制限等に措置については以下で詳しく述べる。
厚労省は平成 24 年 4 月 1 日から、食品中の放射性物質の新たな基準を示した。放射性セシ
ウムの場合、従来の暫定規制値がベースとしていた年間 5mSv の介入レベルを年間 1mSv としたため、野菜や穀類等の一般食品では摂取・出荷制限の指標となる食品中の放射性セシウム
濃度も 1/5 の 100Bq/kg になった。表 5.9-2 には平成 24 年 4 月 1 日から、この新基準を超えたサンプルの数を示している。海産物、野生動物の肉で基準を超えるサンプルの数が大きいが、それでも全県で 1.2％、福島県でも 4.3％と大きくはない。

表 5.9-1 暫定規制値を超過した食品の割合（2012 年 3 月 31 日まで）
福島県

全県

食品試料

サンプル数

基準超

割合(%)

サンプル数

基準超

割合(%)

野菜

8302

302

3.6

21089

451

2.1

海産物

3574

227

6.4

9183

245

2.7

ミルク・乳製品

685

18

2.6

2961

23

0.8

肉・卵

6789

165

2.4

93223

286

0.3

穀類

1860

2

0.1

5552

2

0.0

その他

256

4

1.6

3791

197

5.2

小計

21466

718

3.3

1357991204

0.9

表 5.9-2 新基準値を超過した食品の割合（2012 年 4 月 1 日から 11 月 7 日まで）

福島県
食品試料

全県

サンプル数

基準超

割合(%)

サンプル数

基準超

割合(%)

農産物

9271

139

1.5

34408

550

1.6

畜産物

5754

1

0.0

89393

3

0.0

海産物

3926

609

15.5

12686

793

6.3

ミルク・調整粉乳

304

0

0.0

3129

0

0.0

野生動物肉

161

96

59.6

638

199

31.2

飲料水

18

0

0.0

1326

13

1.0

その他

1432

60

4.2

5904

0

0.0

小計

20866

905

4.3

1474841704

1.2(1) 飲料水に関する対応
福島市では 3 月 16 日に採取された上水道に放射性ヨウ素（I-131:177 Bq/kg）が初めて検65出された。その後、3 月 17 日川俣町の水道水で放射性ヨウ素の飲食物摂取制限に関する暫定値（300 Bq/kg）を超える 308 Bq/kg が、また郡山市、白河市、いわき市、飯舘村の水道中でも I-131 が検出された。飯舘村で 3 月 20 日に採取した水道水から今回の事故で最大の 965
Bq/kg の I-131 および 153 Bq/kg の I-132 が検出された。
このため、厚労省は 3 月 19 日に暫定指標（規制値）を超過した場合に、1. 指標を超える
ものは飲用を控えること、2. 生活用水としての利用は問題がないこと、3. 代替となる飲用
水がない場合には引用しても差し支えないこと、を各都道府県に地方自治法に規定する技術的助言として通知した。また、3 月 21 日には水道水の放射性ヨウ素が 100 Bq/kg を超える場
合、乳児用調整粉乳を水道水で溶かして乳児に与える等、乳児による水道水の摂取を控えるよう通知した。これにより、3 月 21 日に飯舘村簡易水道の摂取制限が行われた。この制限は乳児を除き 4 月 1 日に解除されるが、乳児については 5 月 10 日まで続いた。また、乳児については福島県だけでなく、茨城県、千葉県、東京都、栃木県の計 20 の水道事業者においても、
概ね 3 月中はこの措置が実施された。
その後、厚労省は 4 月 4 日に「水道水中の放射性物質に関する指標等の取扱い等について」により、今後の水道水中の放射性物質のモニタリング方針を示し、その中において、福島県
及びその近隣 10 都県を重点区域として、
1 週間に 1 回以上を目途に検査を行うこと、ただし、検査結果が指標等を超過し又は超過しそうな場合には、原則毎日実施すること等を定めた。
また、厚労省が行う摂取制限および広報の要請の目安、水道事業者が行う摂取制限の解除の目安も同時に示した。重点区域内の検査結果では、放射性ヨウ素が 100 Bq/kg を超過した割合は 3 月 16 日から 20 日までが最も高く、4 月以降は 100 Bq/kg を超過した水道事業者はなかった。放射性セシウムについては、暫定規制値を超過したものはなかった。
(2) 食品に関する対応
福島県川俣町で 3 月 16 日に採取された原乳から 1190 Bq/kg の I-131 が検出された。これは原子力安全委員会より示されていた「飲食物摂取制限に関する指標」を厚労省が食品中の放射性物質に関する暫定規制値としたレベル（牛乳・乳製品、300 Bq/kg）を大きく超えるものであった。茨城県でも水戸市および河内町で 3 月 19 日に採取された原乳からは 1700 Bq/kgの I-131 が検出された。また、茨城県高萩市では 3 月 18 日に採取されたホウレンソウから15020 Bq/kg の I-131 および 524 Bq/kg の Cs-137 が検出され、福島県でも 3 月 21 日に採取されたホウレンソウから最大 19000 Bq/kg の I-131 および 20000 Bq/kg のそれぞれ Cs-134 とCs-137 が検出された。これらも野菜類（ヨウ素の場合、根菜、芋類を除く）に対する暫定規制値である放射性ヨウ素の 2000 Bq/kg および放射性セシウムの 500 Bq/kg、双方を超えるものであった。
最初の出荷制限は、3 月 21 日に原子力災害対策特別措置法第 20 条第 3 項の規定に基づき、原子力災害対策本部長である内閣総理大臣が、福島県において産出された原乳、福島県、茨城県、栃木県および群馬県で産出されたホウレンソウおよびカキナについて指示した。また、
3 月 23 日には福島県で産出された非結球性葉菜類および結球性葉菜類（ホウレンソウ、コマツナ、キャベツ等）、アブラナ科の花蕾類（ブロッコリー、カリフラワー等）について摂取制限が指示された。厚労省は 4 月 4 日に「食品中の放射性物質に関する暫定規制値の取扱い等
66

について」により、食品中の放射性物質に関する暫定規制値の取扱い、地方自治体の検査計
画等について公表した。その中で、水道水と同様に福島県及びその近隣 10 都県で 1 週間に 1回を目途に検査を行うこと。国が行う出荷制限・摂取制限の品目・区域の設定条件および解除条件を示した。
一方、
4 月 1 日に茨城県で採取されたイカナゴの稚魚であるコウナゴに 4080 Bq/kg の I-131が検出されたことから、厚労省は 4 月 5 日に原子力安全委員会が指標値を示していない魚介
類中の放射性ヨウ素について、野菜類中の放射性ヨウ素と同一の暫定規制値（2000 Bq/kg）を準用することとし、各都道府県等に通知した。4 月 20 日に福島県で水揚げされたコウナゴの摂取および出荷制限の指示が出される。
また、4 月 8 日には原子力災害対策本部から稲の作付けに関する考え方が示された。平成
23 年度に生産される米（玄米）が放射性セシウムの暫定規制値を超える可能性の高い地域については、あらかじめ作付けを制限するというもので、具体的には水田土壌中の放射性セシ
ウムの米への移行係数として 0.1 を指標とすることで、土壌中濃度が 5000 Bq/kg を上限とするものであった。4 月 22 日には、この考え方に基づいて原子力災害対策本部長が関係県知事に対し、稲の作付け制限について指示した。
福島県では 3 月 21 日に原乳の出荷制限が実施されてから、ホウレンソウ、原木しいたけ、
たけのこ等の野菜類の出荷制限あるいは摂取制限が一部の地域で現在も実施されている。茨
城県、栃木県、群馬県、千葉県でも原乳や野菜類の出荷制限が実施されたが現在では解除されている。6 月に入って、茶葉に Cs-137 が検出され、これらの県のほか神奈川県でも出荷制限が実施されている。さらに 7 月には、飼料として汚染された稲わらが使用されたと見られる牛肉に暫定規制値を上回る Cs-137 が検出され、福島県、宮城県、岩手県、栃木県で出荷制限が実施された。

5.9.3 追加的早期防護措置の実施
3 月 15 日に福島県全域、特に福島第一発電所から北西方向で高い空間線量率が測定され、文部科学省は屋内退避区域となっている 20-30km 範囲についてモニタリングカーによる測定を実施した。北西約 20km の浪江町周辺では、21 時頃 200 から 300μSv/h の高い空間線量率を測定した。3 月 17 日には北西約 30km のポイント 32 地点において最大 170μSv/h を測定するに至り、原子力安全委員会は 3 月 18 日、原子力安全・保安院に対して民家の有無、地形確認等を要請した。また、文部科学省に対してはポイント 32 地点での積算線量計の設置を要請した。
3 月 25 日原子力安全委員会は「緊急時モニタリング及び防護対策に関する助言」の中で防護区域の考え方を示し、モニタリングデータの蓄積および今後の放出継続の可能性を考慮して、20～30km の屋内退避区域のうち線量が比較的高いと考えられる地域の住民への積極的な自主的避難を促すこと、現時点での防護区域の変更は必要ないが今後のモニタリング結果を踏まえて適宜その必要性を検討すること等を助言した。3 月 18 日の現地確認に対して原災
本部住民安全班は 3 月 27 日、局所的に比較的高い空間線量率が観測されているポイント 31
および 32 地点（浪江町津島地区）とポイント 33 地点（飯舘村蕨平・長泥地区）付近に約 200
名程度（その後 4 月 6 日に住民安全班は津島地区に 128 名、蕨平・長泥地区に 228 名程度と67

修正している。
）の住民が自宅屋内に残留しているという情報を回答すると同時に、モニタリ
ングデータから今後、防災指針の屋内退避及び避難等に関する指標（実効線量で 10～50mSv）に達すると見込まれる事故について照会した。原子力安全委員会は翌 3 月 28 日ポイント 32
地点の空間線量率は 3 月 17 日の 170 から 26 日には 45 に低減し、26 日時点での積算線量は
約 15 mSv（屋内滞在時間 16 時間、遮蔽係数 0.4 を仮定）と試算され、低下傾向を考慮すると避難指示の下限値 50mSv を超える可能性は低いが、安全側に推定した場合約 15 日から 35
日程度と概算した。
その後、IAEA が 3 月 30 日に Web の Fukushima Update Log で彼らの安全指針案（GSG2 として 2011 年 5 月に刊行）で示す避難に対する運用上の介入レベル（OIL）を福島の汚染状況を考慮して、デフォルト値として与えられている空間線量率ではなく I-131 と Cs-137 の土壌汚染密度（Bq/m2）で与えた場合、飯舘村付近の I-131 のデータにこれを超過しているものがあるとして、日本政府に注意深い分析評価を推奨した。この間、官邸では文科省のモニタリン
グデータを基に、原子力安全委員会の助言を考慮し避難区域の拡大の可能性および 20～30kmの屋内退避の変更が検討された。
原子力安全委員会は 4 月 10 日、原災本部から原災法第 20 条第 5 項に基づく緊急事態応急対策の変更に関する意見を求められ、国際放射線防護委員会（ICRP）2007 年勧告で示されている緊急時被ばく状況における公衆を防護するための参考レベル 20～100mSv（急性または年間）や IAEA の考え方を考慮して、事故発生から 1 年の期間内に積算線量が 20mSv に達する
おそれのある区域を「計画的避難区域」とすることを提案した。また、福島第一原発から 20～30km の屋内退避区域で上記の「計画的避難区域」に該当する区域以外の区域を、発電所の事故の状況がまだ安定せず緊急に対応することが求められる可能性があり得ること等から「緊急時避難準備区域」とすることを提案した。
原子力安全委員会の助言を受けた形で、4 月 11 日に官房長官から計画的避難区域及び緊急時避難準備区域の設定について基本的考え方が発表された。4 月 22 日には原子力災害対策本部長より原災法第 20 条第 3 項に基づく正式な指示が出された。この指示までの間は自治体への事前説明に当てられた。この指示では 3 月 15 日の福島第一原発から半径 20～30 km 圏内の屋内退避指示が一旦解除され、計画的避難区域の居住者等は原則としておおむね 1 ヶ月程
度の間に避難のための立ち退きを行うこと、緊急時避難準備区域の居住者等は常に緊急時に避難のための立ち退き又は屋内への退避が可能な準備を行うこととされた。また、この区域においては引き続き自主的避難をすることが求めら、子供、妊婦、要介護者、入院患者等は区域内に入らないようにすることとされた。また当時、伊達市や南相馬市で年間の積算線量が 20mSv を超えると推定された一部の地域については、6 月以降に住居単位で特定避難勧奨地点として指定され居住に対する注意喚起、情報提供、避難支援等が行われた。

5.9.4 事故初期の住民の被ばく線量の推定
上記のように事故初期には避難等の緊急防護措置、飲食物等の摂取・出荷制限、そして計
画的避難等の追加的防護措置が順次講じられた。周辺住民の個人の被ばく線量の推定については、初期の環境モニタリングと同様、迅速に十分なされたとは言い難い。
3 月 25 日の安全委員会の要請により、いわき市、川俣町、飯舘村で NaI シンチレーション
68

サーベイモニターにより小児 1149 人の甲状腺線量の簡易測定が行われた。バックグランド等の問題で適切でない結果を除き、1080 人の測定結果は安全委員会のスクリーニングレベル毎
時 0.2μSv（1 歳児甲状腺等価線量 100mSv 相当）以下であった。
福島県では 5 月以降、県民健康管理調査を実施している。基本調査の中でまず先行調査として浪江町、飯舘村及び川俣町山木屋地区からの県内避難者に対し、その後全県民に対し 3
月 11 日以降の行動記録や食事の状況等を問診票で収集し、その行動記録とモニタリングデー
タ等を基に平成 23 年 3 月 11 日から 7 月 11 日までの 4 か月間の外部被ばく積算実効線量を推計している。問診票の回収率は先行調査で 56％、全県 22.9％、積算実効線量は放射線作業従事者を除くと対象 119450 名で最高 25mSv、10mSv 以上は 117 名で約 99％が 10mSv 未満である（平成 24 年 8 月 31 日現在）
。また、平成 23 年 6 月 7 日から平成 24 年 9 月 30 日までに計画
的避難区域および双葉郡の住民 81119 名を対象にしたホールボディカウンターによる内部被ばくの預託実効線量の推定（平成 23 年 3 月 12 日の 1 回急性摂取を仮定）では、最大 3mSv が2 名で、81093 名が 1mSv 以下の結果である。

5.9.5 長期的防護措置への移行
原子力安全委員会は放射性物質の放出による環境汚染と広範な住民の避難状況を踏まえ 5
月 19 日に「放射線防護に関する基本的考え方」を公表した。その後 7 月 19 日には今後の各種放射線防護に関する取り組みの必要性を勘案して「今後の避難解除、復興に向けた放射線防護に関する基本的な考え方」を示した。この中では、ICRP の 2007 年勧告に従った被ばく
状況に応じた放射線防護措置、環境モニタリング・個人線量推定・健康評価の各システムの構築、除染・改善措置と放射線防護への人々の参加についての基本的考え方を示した。8 月 4日には原災本部の求めに応じて、「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故における緊急防護措置の解除に関する考え方について」を回答した。解除の条件として緊急防護措置継続の必要性・正当性、除染・改善措置等の新たな防護措置への調整、地元自治体・住民との調整を基本に、具体的には福島第一原発の安定性、避難区域（計画的避難区域を含む）の解除では住民の被ばく線量が解除後、年間 20mSv 以下になることが確実で長期的には年間１ｍSv を目指して合理的に達成可能な限りの低減努力がなされることの方針を示した。これを受けて 9 月 19 日には緊急避難準備区域内の全市町村の復旧計画が策定され、9 月 30 日に緊急避難準備区域内の解除が原災本部よりなされた。
12 月 16 日のステップ 2 完了を受けて原災本部は 12 月 26 日、原子力発電所から半径 20kmの警戒区域（事故当時の避難指示区域は 4 月 22 日に原則立入り禁止の警戒区域に設定）及び計画的避難区域の見直しに関する基本的考え方を示した。具体的には現時点から年間積算線量が 20mSv 以下となることが確実な地域を「避難指示解除準備区域」、20mSv を超えるおそれがあり避難を継続することを求める「居住制限区域」、5 年を経過してもなお年間 20mSv を下
回らないおそれがあり、現時点で 50mSv を超える「帰宅困難区域」の 3 つの区域を定め各々の対応方針を示した。これに基づき原災本部は福島県や関係市町村および住民と協議・調整を行い、平成 24 年 3 月 30 日に安全委員会の助言を受け区域の見直しを決定した。
（本節ドラフト担当：本間）69

5.10 INES 評価
5.10.1 INES の概要
原子力あるいは放射線の利用において事故や故障が起きた時に、国際的に統一された基準（尺度）に基づき評価された事故・事象の安全上の重要性をただちに国内の公衆に知らせ、
また、主要なものについては国際原子力機関（IAEA）にも通報する仕組みとして、「INES」がある。
INES のレベルは、安全上重要でない「尺度以下」及びレベル 0 にはじまって、その上に「異常な事象」としてレベル 1～3、「事故」としてレベル 4～7 に分けられている。レベルの決定については、「人と環境（放射性物質による公衆・作業員への被害）」、「施設における放射線
バリアと管理（放射性物質の閉じ込め機能の喪失度合い）」及び「深層防護（安全機能の作動性、起因事象の発生頻度等）」の３基準により評価されることとなっており、どの国も同じ評価ができるよう、評価のための詳細な「INES ユーザーズマニュアル（INES User’s Manual）」
が整備されており、現在の評価は 2008 年版 5-9)が用いられている。
INES の参加国は、それぞれ INES 担当官（National Officer：NO）を置いている。規制当局は事業者から事象発生の連絡を受けると、ただちにその重要性を国際共通の尺度である
INES で評価し、地震時のマグニチュードや震度階と同様、「この事象はレベル幾つの事象である」と公表する。この時点の評価は「暫定評価」である。レベル 2 以上の事象については、NO が IAEA へも通知する。IAEA の INES 担当者は、そうした事象の概要及び INES 評価結果を、
IAEA が運営する情報システムである NEWS を通じて各国の NO に発信する。
国内における INES 評価は、前述のように事象発生直後の暫定評価は NO によってなされるが、その妥当性は、INES 評価のための委員会において、専門家の検討によって確認され、正式な評価となる。
なお、INES については参考文献 5-9)および 5.10)を参照されたい。

5.10.2 福島事故に関して実施された INES 評価
原子力安全・保安院は、福島第一の事故に対し、4 度にわたって INES 尺度を用いての評価を行った。これらはすべて暫定評価であり、各時点において「判明した事実」に基づいてなされた。
最初の評価の公表は 3 月 12 日の 0 時 30 分頃になされた 5-11)。福島第一の 1、2、3 号機における事象は、「深層防護」基準に基づき、すべての熱除去能喪失があったとして、いずれもレベル 3 と評価された。なお、福島第二の 1、2、4 号機に対しても同様の評価がなされた。
2 度目の評価は 3 月 12 日の夕刻になされた 5-12)。福島第一サイトの 1 号機における事象は、「施設における放射線バリアと管理」基準に基づき、レベル 4 と再評価された。16 時 17 分に福島第一サイトの敷地境界での放射線レベルが上昇し、これは、1 号機からの放射能放出と判断されたことによる。
「施設
3 度目の評価は 3 月 18 日になされた 5-13)。福島第一サイトの 1、2、3 号機の事象は、における放射線バリアと管理」基準に基づき、レベル 5 と再評価された。これは、以下のような状況が観測されたことに基づき、高い可能性をもって原子炉炉心の溶融が起きたと判断
70

されたことによる。
(1) これらの原子炉においては、原子炉水位が有効炉心頂部以下であった時期があり、燃料棒温度が上昇したと考えられること。
(2) 水素の燃焼によると思われる爆発があったこと。
(3) 敷地の内外で放射線レベルの上昇があったこと。
4 度目の評価は 4 月 12 日になされた 5-14)。前述のように、INES には 3 つの基準のひとつとして、「人と環境」基準が用意されている。これは、人の被ばく線量と放射性物質の環境放出量に関する、以下のような考えに基づいての基準である。
「何人の人がどれほど重大な被ばくを受けたか」は最も単純な尺度であるが、それだけで評価すると、防災対策が効果的に実施されれば、施設の事故としては重大であるのに被ばく
線量は十分小さくなり、評価結果が事故の重大性を表さなくなる。このため、「どれ程の量の放射性物質が環境に放出されたか」も基準として導入されている。この、放射性物質放出量に関する基準はレベル 4 以上の事象の判断に用いられる。
4 月に入り保安院は、JNES が行った福島第一原子力発電所 1,2,3 号機の原子炉の状態についての解析結果に基づく試算により、37 万テラベクレルと評価している。また、原子力安全委員会はモニタリングからの逆算により、大気中への放出量をヨウ素 131 と等価になるよう換算した値として、福島第一原子力発電所からの放出量の合計を、63 万テラベクレルと定量評価した。これらの値は大きな不確実さを有するものではあるが、いずれもレベル 7 の判断基準である「ヨウ素 131 換算で数万テラベクレル以上」を上回るものである。このため保安院は、（3 月 18 日までの INES 評価は号機ごとになされたが、）施設全体としてレベル 7 の事象であったと評価した。なお、東京電力は 4 月 21 日に、4 月 1 日から 4 月 6 日にかけて海洋に流出したヨウ素 131、セシウム 134 とセシウム 137 は、4,700 テラベクレル程度であったと発表している。
福島事故についての INES 評価は 2013 年 3 月末時点でも暫定評価のままであるが、保安院、原安委、東電、幾つかの研究機関等が推定した放射性物質放出量からは、施設全体としてレベル 7 という数字は変わらないと思われる

5.10.3 INES 評価に関する課題と国際的対応
福島事故は、INES 発足後初のレベル 7 事象であるとともに、緊急事態下で、十分な情報が得られず、かつ、事態が進展しつつある状況下で INES 評価がなされるという、これまでに前例のないものであった。
福島第一事故での INES 評価については、以下のような課題が挙げられている。
 INES は「事故の重大さを迅速に公衆に知らせる」ためのものであるが、プラントパラメー
タや放射線モニタリングの喪失により、事故進展や放射性物質放出の状況の推定が困難であった。
 その結果、レベル 5 の評価は事故開始から 1 週間後、レベル 7 の評価は 1 ヶ月後になされた。
「迅速な通知」にはほど遠かった。
 INES 評価は、各時点で「高い信頼性をもって判明した事実」に基づいて実施された。しか71

し、事象進展に応じて評価結果が変わり、事故を軽く見せようとしたのではないかとの批判につながった。
 放射性物質放出量がチェルノブイリ事故より 1 桁小さいのに、なぜ同じレベル 7 なのかとの批判もあった。
 INES 評価はこれまでユニット毎になされており、今回のような同時多発事故の場合であってそれぞれのユニットからの放射性物質放出量等の評価が困難である場合の評価の在り方も課題である。
保安院による放射性物質放出量の推定方法にも疑問がある。前述のように、保安院はシビ
アアクシデント解析コードを用いて放出量を試算しているが、試算時点で各号機からの精度よい解析が可能だったとは考えにくい。
5.7.1 項では東京電力による放出量評価結果を示しているが、それによれば、「総放出量に対する寄与が最も大きかったのは、3 月 15 日 7 時以降の 2 号機からの放出となっている。
」
そして、漏洩はドライウェルからと考えられている。
一方で、7.7 節に記述するが、2 号機では、「3 月 15 日 6 時 00 分～10 分頃に圧力抑制室付
近で衝撃音がし、それに合わせて 2 号機の圧力抑制室圧力も低下した」ことから、ほとんどの関係者は事故後かなりの期間、この時に「圧力抑制室に大きな破損口が生じたに違いない」と誤った推定をしていたのである。これだと漏洩は圧力抑制室からである。
計算コードによる推定では、漏洩経路をドライウェルからと仮定するか、圧力抑制室からと仮定するかは、結果に大きな違いをもたらす。圧力抑制プールによるスクラビング効果を考えるかどうかで、放出量はおよそ 2 桁も違ってしまう可能性があるからである。INES 評価のために放出量を推定するのは、環境モニタリングの結果を優先すべきであり、計算コードの結果は参考にとどめるべきである。
福島事故後には、国際社会においても、「INES は緊急事態下での情報伝達手段として有用なのか」という疑問が示された。こうした状況を反映して、2011 年 6 月の福島事故に係る IAEA
閣僚級会合で天野事務局長が、情報伝達手段として INES をより有効にすることを INES 諮問委員会（INES-AC）に付託した。
INES-AC はその後 1 年かけて検討を行っている。会合ではまず、「誰のための INES か」について議論した。INES は、緊急事態下で影響を受け得る公衆にとって必要な情報を伝える手段とはなり得ず、むしろ、そういう影響と無縁の公衆に事故の重要性を伝えるものであると整理された。
また、AC が従前からまとめていた「INES の利用（Use of INES）」ガイダンスに対し、シビ
アアクシデント進行中の INES 評価および情報伝達のあり方を追加した「追加ガイダンス」 が作成された。そこでは、炉心溶融の発生などの事態がかなりの信憑性をもって明らかになったときはそれについての INES 評価をすべきである、ただし、事態が進展中の場合は、その発表の仕方には十分注意が必要である、また、ひとつの事象に過度に何度も INES 評価をすべきでないということで一致している。さらに「なぜチェルノブイリ事故と同じレベル 7 なのか」という批判に対しては、「7 つのレベル」は変えない（レベル 7 は「極めて重大な事故」であ72

り、それを細分化してもあまり意味がない）こととしている。
（本節ドラフト担当：関村、阿部）

５章参考資料5-1) 東京電力株式会社、「福島原子力事故調査報告書」、平成 24 年 6 月 20 日
5-2) 宮田浩一、「福島第一原子力発電所事故について（１号機）」、第 2 回セミナー資料、平成24 年 5 月 8 日
5-3) 東京電力株式会社、「ＭＡＡＰコードによる炉心・格納容器の状態の推定」、平成 24 年 3
月 12 日5-4) 宮田浩一、「福島第一原子力発電所事故について（２，３号機）」、第 3 回セミナー資料、平成 24 年 6 月 26 日
5-5) 宮田浩一、「福島第一原子力発電所事故について（４号機使用済み燃料プールを中心に）」、
第 4 回セミナー資料、平成 24 年 8 月 10 日
5-6) 宮田浩一、「福島第一原子力発電所事故について（５，６号機）」、第 7 回セミナー資料、平成 24 年 11 月 2 日
5-7) 東京電力株式会社、「福島第一原子力発電所事故における放射性物質の大気中への放出量の推定について」、平成 24 年 5 月 24 日
5-8) 川本敦史、「福島第一原子力発電所における資機材物流の状況並びに今後の改善点について」、第 7 回セミナー資料、平成 24 年 11 月 2 日
5-9) IAEA, “INES, The International Nuclear and Radiological Event Scale – User’s
Manual, 2008 Edition” (2009)5-10) 阿部、八木、「事象の重要性を公衆に伝えてきた INES－20 周年となった国際原子力・放射線事象評価尺度」日本原子力学会誌「アトモス」、2011 年 5 月号
5-11) 原子力安全・保安院による記者会見（2011 年 3 月 12 日）
5-12) 原子力安全・保安院による記者会見（2011 年 3 月 12 日）
5-13) 原子力安全・保安院、「東北太平洋沖地震による福島第一原子力発電所及び福島第二原子力発電所の事故・トラブルに対する INES（国際原子力・放射線事象評価尺度）の適用について」、平成 23 年 3 月 18 日
5-14) 原子力安全・保安院、「東北地方太平洋沖地震による福島第一原子力発電所の事故・トラブルに対する INES（国際原子力・放射線事象評価尺度）の適用について」、平成 23 年 4月 12 日73

6. 福島第一原子力発電所以外の発電所で起きた事象の概要
6.1 福島第二原子力発電所の状況
東京電力福島第二原子力発電所（以下、「福島第二」）は福島県双葉郡楢葉町と富岡町に立地し、出力 110 万 kW の BWR プラントが 4 基設置されている。これらのプラントは昭和 57 年
から昭和 62 年にかけて運転が開始され、原子炉型式・格納容器型式は、
1 号機が BWR-5 MARK-II
型、2～4 号機が BWR-5 MARK-II 改良型であ
表 6.1-1

る。

地震動観測記録

東北地方太平洋沖地震においては、福島県楢葉町と富岡町においても震度 6 強を記録し、各プラントの基礎版上で観測された最大加速度は、水平方向が 3 号機の 277Gal、鉛直方向が 1 号機での 305Gal であった（表6.1-1）。最大加速度は、いずれも基準地震動
Ss に対する応答加速度より小さかった。
その後に襲った巨大津波は 1 号機南側や免震重要棟付近で遡上高さ約 15m に達し、特に 4mの敷地高さに配置される海水熱交換

１号機
原子炉建屋

器建屋に大きな被害を与えた（図6.1-1）。これにより 3 号機を除く 3プラントの原子炉冷却用の海水ポン

浸水高: 海抜 約15 m
海水熱交換器建屋

電源盤

敷地高さ
海抜 4m
海抜 0m

・・

海水ポンプ

プが機能喪失し原災法 10 条該当事

海抜 12m
D/G

浸水高
海抜 約7m防波堤
機器ハッチ

象（原子炉除熱機能喪失）が宣言さ
図 6.1-1

れたが、さらにその後、原子炉の熱

原子力発電所配置と津波の逃がし場となった圧力抑制室（S/C）の温度が 100℃を超えたことから、原災法 15 条該当
事象（圧力抑制機能喪失）に至った。
免震重要棟に設置された発電所原子力防災組織によって、大津波警報が発報される中でのプラントウォークダウンによる設備被害の確認、それに基づく復旧に向けてのロジスティク
スの構築、本店原子力防災組織とタイアップした設備調達が行われ、発電所員と協力企業との協働により、海水ポンプモータ取替とこれらへの仮設ケーブルの敷設を経て、地震から 4日後の平成 23 年 3 月 15 日 7 時 15 分、全てのプラントの冷温停止が達成された。

6.1.1 東北地方太平洋沖地震及び津波の概況
2011 年 3 月 11 日午後 2 時 46 分頃に発生した世界の観測史上 4 番目の規模（マグニチュード 9.0）の東北地方太平洋沖地震の後、15 時 30 分頃に福島第二に津波が来襲した。後の解析により、福島第二の沖合で津波高さは約 9m と推定された。福島第二の津波の痕跡高調査の結果では、小名浜ポイント（O.P.）+4m の海側エリアでは浸水（浸水高 O.P.約+7m）が全域に及んでいた（図 6.1-2）。
また、主要建屋敷地エリア南東側では海側から免震重要棟へ向かう道路に沿って、
O.P.+12m の敷地まで津波が遡上し、1 号機から 4 号機の方向へと流れた。この結果、1 号
機南側は浸水深が深く、2 号機及び 3 号機は 1 号機側からの回り込みが見られるものの建74

屋周囲の浸水深はわずかであり、4 号機建屋周囲においては浸水が認められていない。
東北地方太平洋沖地震に伴い発生した津波について、東京電力により再現解析が実施され、福島第一では、図の①、②、③から出た波のピークが
図 6.1-2

重なる度合いが強く、推津波による浸水範囲

定津波高さ約 13m となり、福島第二（約 9m）に比べて津波高さが大きくなるとの結果が得られている（図 6.1-3）。

6.1.2 地震及び津波の影響(1) 地震 による 発電 所への影響
東京電力によれば、地震による影響を調査するため、地震直後にウォークダウンが実施され、耐震安全上重要な施設には
外観上の異常は認められず、淡水タンク等、耐震 B、C クラス
図 6.1-3の機器の一部に損傷が認めら

津波高さの相違の原因れた。また、代表的な設備に対して、実測地震動を基にして地震応答解析が実施され、各部位に作用する地震荷重が基準地震動 Ss による荷重を下回る、ないしは配管系においては発生応力が評価基準値を下回ることが確認された。
一方、新福島変電所では地震後に断路器の損傷が発生したため、500kV 富岡線 2 号が使用不能となった。また、66kV 岩井戸線 2 号では避雷器の損傷が確認されたため、受電を停止した。地震発生前から 66kV 岩井戸線 1 号が点検停止していたため、4 回線の外部電源のうち 500kV 富岡線 1 号の 1 回線のみから受電する状態となった。なお、現行の原子力発電所の耐震設計においては、基準地震動発生時には非常用ディーゼル発電機（D/G）からの受電を想定しているが、福島第一と異なり電源盤の浸水が限定的であったことに加えて外部電源が残ったことが、その後の復旧活動を容易にする要因となった。

(2) 津波による発電所への影響
発電所海側の海水熱交換器建屋では 3 号機南側建屋を除いて、津波によって大物搬入口が破られ建屋内部へ海水が浸水した。大物搬入口の扉は本来外開きであったが、津波の波力によって内向きに破られており、1 階の残留熱除去冷却系（RHRC）ポンプ、非常用ディ75

ーゼル発電設備冷却系（EECW）ポンプ、残留熱除去海水系（RHRS）ポンプ及び各機器の電源盤が被水した。この際、横形ポンプである RHRC ポンプ及び EECW ポンプでは縦形ポンプである RHRS ポンプに比べて電動機の設置高さが低いため、電動機も被水して機能を喪失した。
さらに機器ハッチや建屋内の空調ダクトを通じて、地下階に浸水した。この際、1 号機
及び 3 号機では海水熱交換器建屋内に侵入した海水がコンクリートトレンチを介して 3 号機のタービン建屋まで到達し、タービン建屋の地下階を浸水した。
また、主要建屋敷地エリア南東側から道路に沿って遡上した津波は廃棄物処理建屋、免震重要棟及び 1 号機原子炉建屋にまで到達した。廃棄物処理建屋、免震重要棟では扉が破られ浸水し、1 号機原子炉建屋では換気用の給気ルーバから浸水し、D/G の送風機を通じてD/G に到達した。
津波の設備への影響として特筆すべき点は、偶然にも 3 号機の B 系熱交換器建屋の大物搬入口だけは津波で破られることが無く、建屋内の設備が健全に保たれたことである。このため、3 号機のみ原災法該当事象を宣言することなく、通常の手順通り早期に冷温停止された。また、2 号機及び 4 号機の EECW ポンプは、A 系が 1 階に、B 系が 2 階に配置され、B 系のみが必然的に生き残ったのに対し、2 号機及び 4 号機の B 系 RHRS ポンプの 2 台は、隣り合って配置されていたにもかかわらず、偶々一方のみが機能を喪失した。
なお、原子炉建屋の非常用電源盤については、浸水した 1 号機の一部の電源盤を除き被害を受けなかった。また、冷却用海水ポンプの浸水を免れた 3 号の B 系及び高圧炉心スプ
レイ系（HPCS）の D/G、並びに 4 号 HPCS の D/G が運転可能な状態を維持した。

6.1.3 津波到達以降の対応状況(1) 地震及び津波後の原子炉注水対応
定格熱出力一定運転中であった 1～4 号機は、3 月 11 日 14 時 46 分に発生した東北地方
太平洋沖地震によるスクラム信号で全号機緊急停止した。その約 30 分後に襲来した津波の影響によって非常用機器冷却系ポンプが起動出来なくなり、3 号機の B 系を除く残留熱除去系（RHR）は原子炉を除熱する機能を喪失した。これにより 18 時 33 分に原災法 10 条該
当事象（原子炉除熱機能喪失）と判断された。一方、3 号機については、浸水を免れた RHRの B 系列によって原子炉の除熱を行うことが出来たため、3 月 12 日 12 時 15 分に冷温停止となった。
津波で除熱機能を喪失した 1 号機、2 号機及び 4 号機では、事故時運転操作手順書［徴候ベース］（EOP)に従い、主蒸気隔離弁（MSIV）が手動で全閉とされ、主蒸気逃がし安全弁（SRV）にて減圧操作が開始され、手動起動した原子炉隔離時冷却系（RCIC）の注水によって原子炉の冷却が維持された。その後、原子炉圧力の減少に伴い RCIC タービンを駆動する
蒸気圧力が低下して自動隔離した以降は、AM 策である復水補給水系（MUWC）による代替注
水が開始され、原子炉の水位が維持された。これらの EOP に基づく柔軟な対応によって、原子炉の除熱機能が喪失した環境下においても、原子炉の冷却が維持された。

76

(2) 除熱機能復旧までの格納容器冷却対応
原子炉への注水を行っている間、RCIC

S/C圧力（１号機の例）（kPa[gage]）

運転及び SRV 開によって S/C の水温は上300

昇し、100℃を超えた。これにより、3250 11:32～13:26

月 12 日 6 時 7 分には全号機で原災法 15

200 D/Wスプレイ

3/14 01:24
RHR(B)起動（S/Cクーリング）

3/13

14:29～14:37

条該当事象（圧力抑制機能喪失）が宣言

3/17 20:03～20:20
復水器から復水貯蔵
タンク経由でS/Cへの
水移送

150

された。S/C を冷却するため、手順書に100記載される MUWC による格納容器スプレイが実施された他、運転員の機転により、

50

通常は用いない可燃性ガス濃度制御系

03/11の冷却水排水ラインを利用した S/C 注水

3/12 06:20～07:45
FCS(A)によるS/C注水
3/12 07:10 D/Wスプレイ
3/12 07:37 S/Cスプレイ

3/13

図 6.1-4が実施された（図 6.1-4）。これらの操作

3/15

3/17

3/19

格納容器圧力(2F1)

により、格納容器（PCV）の温度及び圧力の上昇を一時的に抑制することができ、原子炉除熱機能の復旧への時間的余裕が得られた。
一方、原子炉除熱機能は長期間にわたって回復しない状況に備え、PCV 耐圧ベントのためのライン構成が実施された。MUWC による代替注水と PCV 耐圧ベントによる、いわゆるフィード・アンド・ブリードのラインを完成させておき、S/C 側の出口弁開操作のワン・アクションを残した状態とされた。なお、S/C 圧力が PCV 耐圧ベント実施圧力に至る前に RHRによる S/C クーリングが開始されたため、実際には PCV ベントは実施されなかった。

(3) ウォークダウンに基づく復旧計画
福島第二では、東北地方太平洋沖地震発生後、発電所長を本部長とする発電所原子力防災組織が免震重要棟に即時に立ち上げられ、情報提供や支援要請、事故収束対応を行う体制が整えられた。運転員による地震及び津波後の原子炉冷却維持操作と並行して、発電所
原子力防災組織では現場確認によって設備の被害状況を把握し、作業の優先順位付けを行うことを計画した。
しかしながら、現場確認が計画された段階では、余震と大津波警報が継続して発生しており、照明が無く、大量の瓦礫や開口部が存在する現場は非常に危険な状態であった。津
波襲来時の待避連絡手段としてページングシステムが使えないほか、津波により被害を受けた建物の中では PHS も使えない状況だったため、現場への復旧班の派遣は直ちには実行されなかった。伝令等も配置する待避連絡手順が定められ、安全装備を調えて復旧班が海に近い海水熱交換器建屋等の被害現場の確認が開始されたのは、3 月 11 日の 22 時頃だった。
復旧班の報告によって現場状況を把握した発電所原子力防災組織は、短時間で効率的に除熱機能が回復できるよう、海水熱交換器建屋内の非常用機器冷却系ポンプのうち、被水の影響が比較的小さいものを優先的に復旧する方針を決定した。被水したポンプについて
は点検・補修が実施され、被水したモータについては交換することとされた。また、これらのポンプのモータに電気を供給する電源盤が浸水により機能喪失していたことから、津波の影響を受けなかった廃棄物処理建屋、3 号機海水熱交換器建屋の電源盤や、高圧電源
77

車とモータを直結することにより当該モータに電気を供給することが計画された。

(4) 物資の緊急調達
福島第二では、ウォークダウンの結果を踏まえて策定された復旧計画に基づき、復旧活動を実施する上で必要となるモータ、高圧電源車、移動用変圧器、ケーブルについて、東京電力本店の原子力防災組織や同電力柏崎刈羽原子力発電所（以下、「柏崎刈羽」）に緊急調達が依頼された。依頼を受けた本店原子力防災組織や柏崎刈羽では関係各所に在庫や予備用の資機材が無いか確認し、要求仕様が合致した資機材については空輸や陸送等あらゆる手段を講じて福島第二へ輸送することを計画した。
これらの資機材は、3 月 13 日 6 時頃までに福島第二へ順次到着した。1 号機 EECW(B)、
RHRC(D)のモータは、東芝三重工場より福島空港まで自衛隊機により空輸され、さらに発電所までは自衛隊が陸送を行った。4 号機 RHRC（B）のモータは柏崎刈羽から協力企業のトラックにより輸送された。また、1 号機及び 4 号機の EECW(B)等の電源として依頼された高圧電源車は、東京電力の各支店送配電部門所有のものが、各支店の社員によって発電所に持ち込まれた。さらに、東京電力の倉庫や協力企業の倉庫から調達された仮設ケーブルは 4プラント合計で総延長約 9km になった。
今回の陸送に関しては以下の二点において労苦が多く、円滑な輸送が阻害されたと伝えられている。
第一に、地震後には道路の陥没や段差等により通行不可能な箇所が多く、発電所周辺の道路のサーベイにより通行可能ルートを早期に把握することが重要である。この情報を輸送者に伝達する手段の整備も求められる。最も確実なのは、中継点を設けておきそこで輸送者と合流して先導する方法であるが、専門の組織を設けておかないと円滑な実行は困難である。
第二に、放射能汚染が懸念されるエリア内への輸送に関して、輸送者と事前の合意を得ておくことが必要である。多くの輸送者は警察により封鎖されたエリア内への立ち入りを拒否されたため、大型免許を有する発電所員がトラックを引き継いで発電所まで輸送を行った。これも中継点と専門の組織により輸送者に頼らず搬入できるような対策を講じておく必要がある。

(5) 除熱機能復旧と冷温停止の達成
海水熱交換器建屋内の非常用機器冷却系ポンプの復旧作業は、まず、熱交換器建屋へのアクセスルートの整備から始められた。津波漂流物の散乱と道路のアスファルトの流出により、熱交換器建屋へのアクセスが困難な状況であったが、他の作業で使用していた重機を当該作業の作業員が操作し、漂流物の撤去、アスファルト流出地点の砂利による応急復旧等を行い、熱交換器建屋へのアクセスルートが確保された。
続いて、非常用機器冷却系ポンプのモータ取替とモータへの仮設ケーブル敷設が開始された。特に総延長約 9km の仮設ケーブルは、配電部門からの応援者を含む東京電力の社員と協力企業の作業員を合わせた 200 人の手で 3 月 13 日 23 時 30 分頃までに敷設された。
また、ケーブル敷設に並行して、ポンプの機械部品の状態確認、モータの据え付けが行
78

われ、1 号機を始めとして、準備が整ったものから 3 月 13 日 20 時 17 分より順次起動された。
その後、 3 月 14 日 1 時 24 分の 1 号機を皮切りに RHR ポンプ(B)が順次起動され、15 時
42 分には 4 号機の RHR ポンプ(B)が起動されたことから、発電所長は原災法第 10 条該当事
象（原子炉除熱機能喪失）の状態から全号機回復したものと判断した。さらに、S/C の冷却に加え原子炉水を早期に冷却するため、 RHR ポンプ(B)によって S/C から RHR 熱交換器(B)を介して原子炉へ注水され、SRV を経由して S/C へ原子炉水を戻す循環ラインによる冷却が応急的に実施された。これにより、S/C の水温が最初の 1 号機では 3 月 14 日 17 時 00
分、最終的に 4 号機では 3 月 15 日 7 時 15 分に 100℃未満となったことから、発電所長は全号機が原災法第 15 条該当事象（圧力抑制機能喪失）の状態から回復したものと判断した。

(6) 冷温停止達成を支えたもの
上記対応の通り、様々な取組みと要因に支えられて福島第二の全号機で冷温停止が達成された。とりわけ、免震重要棟は本復旧活動における中心拠点となっており、冷温停止を達成する上での重要な役割を占めていた。免震重要棟は、中越沖地震における知見を踏まえて新たに設置されたものであり、震災の約 8 か月前の平成 22 年 7 月に運用が開始されたばかりであったが、その免震機能、通信・連絡機能、収納機能等が今回の事故収束対応を
より円滑なものにしたと推測される。
また、事故当時は約 400 名の発電所員が発電所原子力防災組織での復旧に従事しており、限られた食料と非衛生的な環境下において、約 10 日間隔離状態で作業に従事した。所員の多くが地元の出身であり、津波で家が流され、家族の安否が分からないという状況のもとでの休息のない復旧作業は、自身を顧みず、原子力安全を最優先として復旧に徹するという所員のプロ意識が成し得たものであると考えられる。この努力がなければ、冷温停止の達成は困難を極めたものになっていたと推察される。
なお，福島第二の事故の詳細については参考資料 6-1)に記載されており，セミナーではその要点が紹介された 6-2)。
（本節ドラフト担当：長澤）

79

6.2

女川原子力発電所の状況
東北電力女川原子力発電所（以下、「女川」）は、宮城県牡鹿郡女川町と石巻市に立地し、沸騰水型軽水炉（BWR）が 3 基設置されている。1 号機は BWR-4 Mark-Ⅰ型、 定格電気出力52.4 万ｋW、2 号機及び 3 号機は BWR-5 Mark-Ⅰ改良型、 定格電気出力 82.5 万ｋW であり、
これらプラントは昭和 59 年から平成 14 年にかけて運転が開始されている。
東北地方太平洋沖地震においては、1 号機及び 3 号機が通常運転中、2 号機が原子炉起動中のところ、平成 23 年 3 月 11 日午後 2 時 46 分頃の地震の発生に伴い、全号機の原子炉が設計どおり自動停止した。
地震発生後、発電所外部から供給されている電源は、全 5 回線のうち１回線が確保され、非常用電源としての D/G も全て健全であった。その後発生した津波は、発電所構内の主要建屋には到達せず、原子炉及び使用済み燃料プール（Spent Fuel Pool：SFP）を冷却する機能も健全であったため、原子炉は安定した状態で停止し、発電所の安全性は確保された。
震源に最も近い原子力発電所であったが、原子炉を「止める」、「冷やす」、放射性物質を「閉じ込める」という 3 つが有効に機能し、環境への放射能の影響はなかった。
本節では、東北地方太平洋沖地震発生後の女川の状況並びに被害状況及び安全機能確保の要因について述べる。なお、女川における事象の詳細については参考資料 6-3)に記載されており、セミナーではその要点が紹介された 6-4)。

6.2.1 東日本大震災の概要及びプラントの対応状況(1) 地震・津波の概要
発
震

生

日
源

時 ：平成 23 年 3 月 11 日（金）14 時 46 分頃
地 ：三陸沖約 130km 深さ約 24km

発 電 所 と の 距 離 ：震源距離 125km、震央距離 123km
マ グ ニ チ ュ ー ド ：9.0
発 電 所 内 観 測 震 度 ：6 弱
地 震 加 速 度 ：567.5 ガル（保安確認用地震計：１号機原子炉建屋地下 2 階）
（過去最大地震加速度：251.2 ガル(平成 17 年 8 月 16 日)）
津 波 最 大 波 高 さ ：約 13m（潮位計による観測値）
津波最大波到達時刻 ：平成 23 年 3 月 11 日 15 時 29 分（地震発生から 43 分後）

a. 地震観測記録の分析結果
東北地方太平洋沖地震時に女川 1 号機、2 号機及び 3 号機の原子炉建屋各階で観測された最大加速度値は、耐震設計審査指針の改定（平成 18 年 9 月）を踏まえて策定した基準
地震動 Ss に対する最大応答加速度値を一部上回っていたものの、ほぼ同等であった。
（表
6.2-1 参照）
また、敷地地盤の地震観測記録の応答スペクトルは、基準地震動 Ss の応答スペクトルを一部上回った（地震計より上部の地盤の影響を含む）ものの、ほぼ同等であった。
地震観測記録に基づき地震応答解析を実施し、1 号機、2 号機及び 3 号機原子炉建屋の耐震壁の変形及び各階の耐震壁に作用したせん断力を評価した結果、原子炉建屋の機能80が維持されていることが確認された。

b. 津波の調査結果
女川の潮位計で観測された津波の高さは、女川ポイント（O.P.）※1+約 13ｍであり、敷地海側の一部において海水の浸入痕が確認されたが、主要な施設が設置されている敷地
高さ（O.P.+約 13.8m※1）を超えていないことが確認された。
※1：O.P.とは、女川原子力発電所工事用基準面で O.P.±0m は東京湾平均海面-0.74m の高さである。
津波及び敷地の高さは、東北地方太平洋沖地震後に公表された国土地理院による女川発電所周辺
における地殻変動（-約 1m）を考慮した値である。たとえば、地震以前の敷地高さは O.P.+約 14.8m
であったが、本報告書では地震後の敷地高さである O.P.+約 13.8m との記載にしている。

表 6.2-1 地震観測記録と基準地震動 Ss に対する最大応答加速度値の比較

観測位置

観測記録

基準地震動 Ss に対する最大加速度（ガル）

最大応答加速度値（ガル）

南北方向
※２

東西方向

鉛直方向

南北方向

東西方向

鉛直方向

1636

1389

2202

2200

1388

屋上

2000

燃料取替床(5 階)

1303

998

1183

1281

1443

1061

1階

573

574

510

660

717

527

基礎版上

540

587

439

532

529

451

屋上

1755

1617

1093

3023

2634

1091

燃料取替床(3 階)

1270

830

743

1220

1110

968

1階

605

569

330

724

658

768

基礎版上

607

461

389

594

572

490

屋上

1868

1578

1004

2258

2342

1064

燃料取替床(3 階)

956

917

888

1201

1200

938

1階

657

692

547

792

872

777

基礎版上

573

458

321

512

497

476

1 号機

2 号機

3 号機

※2：当該地震計の最大設定値（2000 ガル）を上回っているため参考値。

(2) 各号機の冷温停止までの対応操作
a. 1 号機14 時 46 分、地震の強い揺れを検知し、原子炉は自動停止。全制御棒は正常に挿入され、15 時 05 分に未臨界を確認。地震発生直後は外部電源が確保されていたが、地震により常用系の高圧電源盤（Metal-Clad Switch Gear：M/C）内で短絡・地絡が発生し、外部電源を受電する起動用変圧器が停止した。これにより給復水系のポンプが使用できなくな
ったことから原子炉への給水は RCIC によりなされ、原子炉の圧力制御は SRV によりなされた。その後原子炉の冷却は RHR によりなされ、3 月 12 日 0 時 58 分、冷温停止となっ81

た。
（図 6.2-1 参照）
原子炉水位（ｍｍ）
炉水温度（℃）

原子炉水位計（狭帯域）オーバースケール

原子炉水位（ｍｍ）

1000

250

逃がし安全弁開閉に伴う水位変動02003/12 0:58
原子炉冷温停止

3/11 14:46
原子炉自動停止

-1000

300

150
100

-2000

炉水温度（℃）

2000

50

-3000
燃料頂部

-4000
3/11 0:00

3/11 12:00

3/12 0:00

3/12 12:00

0
3/13 0:00

日時

図 6.2-1 地震発生後の原子炉水位及び炉水温度（1 号機）

b. 2 号機
原子炉起動を開始したところであり、地震発生直前の状態は原子炉未臨界かつ炉水温度 100℃未満であったことから、原子炉自動停止後の 3 月 11 日 14 時 49 分、原子炉モードスイッチ「停止」操作により冷温停止となった。

c. 3 号機
1 号機と同様、原子炉自動停止により全制御棒は正常に挿入され、14 時 57 分に未臨界を確認。原子炉自動停止後の原子炉への給水は給復水系により行われていたが、津波により海水ポンプエリアに侵入した海水の影響でタービン補機冷却水系ポンプが停止した
ことにより、冷却水の供給がなくなった原子炉給水ポンプが手動停止され、RCIC による給水が実施された。原子炉の圧力制御は SRV によりなされた。その後原子炉の冷却は RHR
によりなされ、3 月 12 日 1 時 17 分、冷温停止となった。
（図 6.2-2 参照）
原子炉水位（ｍｍ）
炉水温度（℃）

原子炉水位計（狭帯域）オーバースケール

逃がし安全弁開閉に伴う水位変動原子炉水位（ｍｍ）

1000
03/12 1:17
原子炉冷温停止

3/11 14:46
原子炉自動停止

-1000
-2000

300
250
200
150
100

-3000

50
燃料頂部

-4000
3/11 0:00

3/11 12:00

3/12 0:00

3/12 12:00

日時

図 6.2-2 地震発生後の原子炉水位及び炉水温度（3 号機）
82

0
3/13 0:00

炉水温度（℃）

2000

6.2.2プラントの被害状況

地震発生後に確認された主なプラント被害状況は以下のとおりである。

(1) 1 号機重油貯蔵タンクの倒壊
地震後のパトロールにて、港湾部に設置していた補助ボイラーの燃料用の重油貯蔵タン
クが倒壊し、1 号機取水口（海洋）側に重油が流出していることが確認された。このため吸着マットにより重油の吸着回収がなされるとともにオイルフェンスによる湾外への重油拡散防止措置が実施された。なお、タンク倒壊時、補助ボイラーは既に停止しており重油の供給は行われていなかった。
このタンクは発電所構内の主要設備が設置されている敷地高さ（O.P.+13.8m）より低い、
O.P.+2.5m の場所に設置されていたことから、津波の影響により倒壊したものと判断された。

(2) 1 号機高圧電源盤の火災
地震発生後、中央制御室で火災報知器が発報したため、運転員が現場確認に向い、15 時
30 分、タービン建屋地下階からの発煙を確認した。当初は発煙による視界不良により発煙箇所の特定ができなかったが、その後の現場確認でタービン建屋地下 1 階の常用系の M/Cが焼損し発煙していることが確認された。地震及び津波の影響により、牡鹿半島内の道路は寸断され、消防署員の到着が困難なことから、自衛消防隊による消火活動が行われ、同日 22 時 55 分に消火が確認された。
火災の原因は、M/C 内で接続位置にて吊り上げられていたしゃ断器が地震による振動で大きく揺れたため、このしゃ断器の断路部が破損し、M/C 内で周囲の構造物と接触して短絡等が生じ、これに伴い発生した火花により、M/C 内ケーブルの絶縁被覆が溶け発煙したものと推定されている。
（図 6.2-3 参照）火災が発生した M/C については、横置き型で固定する機構があり耐震性の高い構造となっているしゃ断器への取替えが行われた。
← 前

（側面図）
母線

制御
ダクト

②接続導体と周辺の構造物（バリアなど）が接触し地絡・短絡が発
生する

後 方

バリア

③内部短絡によりアーク放電
が発生する

（正面図）
母線

変流器

一断
次路
側部

二断
次路
側部

④アーク放電の熱によりケー
ブル絶縁被覆から発煙、しゃ
断器焼損（火災に至る）①耐震架台がなく，下部ス
ペース（30cm程度吊り上げ）があるＭＢＢは固定されないため、地震による大きな振動で大きく揺れ、断路部が破損する

マグネブラストマグネブラスト
遮断器（ＭＢＢ）
しゃ断器（ＭＢＢ）

ＭＢＢを前方から見る
ＭＢＢを前方から見る30cm程度

図 6.2-3 女川 1 号機 高圧電源盤火災発生推定メカニズム

83

Ｍ
Ｂ
Ｂ
昇
降
装
置

(3) 2 号機原子炉補機冷却水 B 系ポンプ及び高圧炉心スプレイ補機冷却水系ポン
プの浸水
地震後のパトロールにて、原子炉建屋地下 3 階の非管理区域にある補機冷却系熱交換器室に海水が流入しており、原子炉補機冷却水 B 系ポンプ及び HPCS 補機冷却水系ポンプが浸水していることが確認された。浸水によりこの 2 系統のポンプは機能喪失したが、A 系のポンプは健全であったため、原子炉及び SFP の冷却は問題なく行われた。
海水が浸水した原因は、津波により水位が上昇し、海水ポンプ室に設置している水位計
設置箱の上蓋が押し上げられ、そこから流入した海水がケーブルトレイ及び配管の貫通部を通じて配管等の地下通路に流入した後、配管の貫通部を通じて原子炉補機冷却系熱交換
器室等に浸水したものと推定されている。（図 6.2-4 参照）
水位計設置箱はその後取り外され、開口部に閉止板の取り付けが行われた。

ピット

敷地高さ 13.8m

潮位計
補機冷却
海水ポンプ

原子炉建屋
（管理区域）

原子炉建屋附属棟（非管理区域）

潮位計の観測記録 約13m
津波想定水位 9.1m
熱交換器
基準水位 0m

取水路

配管・ケーブル
洞道など

補機冷却水ポンプ（Ｂ）（Ｈ）系

海水浸入経路図 6.2-4 女川 2 号機 原子炉建屋付属棟への海水流入のメカニズム

6.2.3

女川原子力発電所の安全機能確保の要因

女川が震度 6 弱、最大波高 13m の津波に襲われながらも「止める」、「冷やす」、「閉じ込める」という 3 つの機能を達成できた要因について主なものを以下に記す。

(1)敷地高さの設定
敷地の高さについては、1 号機の建設にあたり、計画当初から津波対策が重要課題であるとの認識から、東北電力内に土木工学、地球物理学の外部専門家を含む社内委員会が設置され、議論が重ねられた。当時の文献調査や聞き込み調査による評価では、発電所敷地付近における津波高さは 3m 程度と想定されていたが、社内委員会における議論の結果、「①
敷地の高さをもって津波対策とする。②敷地の高さは O.P.+15m 程度で良い。
」と集約され、
屋外重要土木構造物と主要建屋 1 階の高さは O.P.+15m、敷地の高さを O.P.+14.8m と決定された。1 号機設置許可申請以降も、2・3 号機設置許可申請時や土木学会による津波評価
技術が開発された際にその時々の最新知見を踏まえて津波評価が実施されており、いずれの場合においても想定される津波高さが敷地高さ以下であることが確認されている。地震84

に伴う地殻変動により、敷地は 1m 程度沈下し、O.P.+約 13.8m となっていたが、津波は主要構造物が設置されている敷地の高さを越えることはなく、プラントの安全機能は維持され、冷温停止することができた。

(2) 防潮堤の強化
女川 2 号機の設置許可申請時、津波については数値シミュレーション技術の適用により、
想定津波の高さがそれまでの 3m 程度から 9.1m に見直された。これを受け敷地地盤の法面に対し、津波引き波時の安定性等が考慮され、9.7m の高さまでコンクリートブロックによる防護工事が実施された。この工事が事前に実施されていたことにより、津波の第 1 波だ
けでなく、第 2 波以降についても耐え、健全性を維持することができたと考えられる。

(3) 海水ポンプ室のピット化
女川では、海水を汲み上げるポンプを海面に近い港湾部に設置するのではなく、13.8mの高い敷地に深さ約 13m のピットと呼ばれる穴を掘って設置しており、津波が敷地高さを乗り越えないと被水しない構造にしている。東日本大震災では高さ 13m の津波が襲来したが、敷地高さを超えることはなかったので非常用の海水ポンプは冠水することは無かった（浸水による一部ポンプの機能喪失は前述のとおり）。

(4) 耐震裕度向上工事の実施
女川では更なる耐震安全性の向上に資するため、自主的に設備の耐震裕度向上工事を行ってきている。工事は配管、電路類の支持構造物への補強等であり、工事箇所は 3 プラン
ト合わせて約 6600 箇所で平成 22 年 6 月までに実施されていた。
今回、発電所設備の被害が比較的少なかったのは、事前にこれらの工事が実施されていたことも要因の一つであったと考えられる。

6.2.4

まとめ

・地震発生後、外部電源は全 5 回線のうち 1 回線が確保されていた。また、D/G も全て健全な状態であった。
・襲来した津波の高さは O.P.約+13.0m であり、発電所の主要建屋が設置されている敷地高さ
O.P.約+13.8m には到達しなかった。（津波高さ、敷地高さとも、地震による地盤沈下後の値）
・津波に伴う浸水により 2 号機の原子炉補機冷却水 B 系ポンプ及び HPCS 補機冷却水系ポンプが機能を喪失したことから、D/G-B 号機及び HPCS の D/G が使用不能となったが、原子炉補機冷却水 A 系ポンプは健全であった。
・原子炉の停止から炉心並びに SFP の冷却に必要な安全機能は健全であり、発電所の安全性が確保された。
（本節ドラフト担当：櫻庭、加藤）

85

6.3

東海第二発電所の状況
日本原子力発電（以下、「日本原電」）東海第二発電所（以下、「東海第二」）は、茨城県東海村に立地し、PCV に MARK-Ⅱ型が採用された電気出力 110 万 kW の沸騰水型（BWR-5）原子力発電所で、昭和 48 年から建設を開始し、昭和 53 年に運開した発電所である。
東北地方太平洋沖地震においては、地震の揺れによる「タービン軸受振動大」により主発電機が自動停止し、その後原子炉が自動停止した。この地震により、発電所が立地する東海村では震度 6 弱を記録している。
この地震の影響によって、外部電源系からの受電が喪失すると共に、津波の浸水により D/G
冷却海水ポンプ 3 台のうち 1 台が使用不能となったが、その他の安全上重要な設備の機能が維持され、地震発生から 4 日後の平成 23 年 3 月 15 日 0 時 40 分に冷温停止を達成している。

6.3.1

地震・津波の状況

東北地方太平洋沖地震における発電所の原子炉建屋の基礎版上で観測された最大加速度は、
水平方向（EW）225 ガル、鉛直方向 189 ガルで基準地震動 Ss による応答値より小さく、また応答スペクトルにおいても概ね基準地震動 Ss 及び設計時の応答スペクトルを下回る規模のものであった。原子炉建屋の最大加速度値を表 6.3-1 に示す。
表 6.3-1 原子炉建屋観測点の加速度波形データに基づく最大加速度値
観測点

No.

6階
4階
2階
地下 2 階

RB04
RB03
RB02
RB01

地震観測記録（cm/s2）
NS
EW
UD
492
481
358
301
361
259
225
306
212
214
225
189

当初建設時
NS
EW
932
951
612
612
559
559
520
520

基準地震動 Ss※（cm/s2）
NS
EW
UD
799
789
575
658
672
528
544
546
478
393
400
456

※：解放基盤表面［標高（E.L.）-370m］で設定された基準地震動 Ss（600 ガル）による、原子炉建屋各階の最大応答加速度値。

また、この地震により発生した津波については、 3 月 11 日 16 時 50 分頃に最大水位約日
立ポイント（H.P.）※＋5.5m※（標高＋4.6m）が確認されている。発電所敷地内の痕跡高及び浸水域の調査では、水準測量による精度向上及び GPS 測量等を踏まえた地殻変動を考慮した結果、H.P.＋5.7m（標高＋4.8m）～H.P.＋6.2 m（標高＋5.3m）であり、遡上高は H.P.＋6.2m（標高＋5.3m）程度であったと評価されている。
※：H.P.±0.00m は日立港工事用基準面で東京湾中等潮位下 0.89m

6.3.2 地震・津波の影響(1) 地震による発電所への影響
今回の地震による被害については、耐震重要度が低い（耐震 B、C クラス）タービン設備
等の一部の機器に損傷が認められているが、耐震設計上重要な設備（耐震クラスが As、A
（新耐震指針 S クラス）の設備）の損傷は認められていない。
原子炉建屋で取得された各階の地震観測記録を用いた、耐震設計上重要な設備の耐震安86

全性への影響について日本原電が検討した結果では、耐震設計上重要な建物である原子炉建屋の地震観測記録における最大加速度は、建設時の設計用地震波（以下、「工認設計波」という）及び基準地震動 Ss による最大応答加速度を下回っていることが確認されている。
また、耐震設計上重要な機器・配管系では、原子炉建屋における地震観測記録の床応答
スペクトルは、地下 2 階～6 階において一部の周期帯（約 0.65 秒～約 0.9 秒）で工認設計
波による床応答スペクトルを上回っているが、耐震設計上重要な機器・配管系のうち主要な設備の固有周期では、地震観測記録が工認設計波による床応答スペクトル以下であることが確認されている。なお、耐震設計上重要な機器・配管系は工認設計波に対して弾性状態を確保する許容値を用いて設計していることから、機器・配管系は概ね弾性状態にあったと評価されている。

(2) 津波による発電所への影響
津波の影響については、地震発生から約 5 時間後の 19 時 52 分に津波の影響による北側
非常用海水ポンプ室の浸水により、D/G 冷却用海水ポンプ 2C が自動停止している。D/G 冷
却用海水ポンプ及び RHR 冷却海水ポンプは、多重性を有しており、南北の非常用海水ポン
プ室に分離して配置されていたため、海水が侵入した北側の非常用海水ポンプ室に設置されていた D/G 冷却海水ポンプ 2C が水没し自動停止したことが確認されている。
非常用海水ポンプ室については、津波対策として側壁の嵩上げ工事（H.P.+5.80m（標高+4.91m）の既設側壁の外側に H.P.＋7.00m（標高+6.11m）までの側壁を新たに設置）や、壁の貫通部の封止（浸水を防ぐ）工事が実施されていたが、北側の非常用海水ポンプ室は、地上部に埋設されているケーブルピットの蓋の水密化工事（ケーブルピット蓋の浮き上がりを防止し水密化を図る工事）が施工中であったこと、ケーブルピット周辺が掘削されていたことにより、地盤が浸水し易い状況になっており、新たに設置した側壁と従来の仕切り壁の間に海水が流入し従来から設置してある仕切り壁を乗り越え、北側非常用海水ポン
プエリアへ浸水したものとしている。
非常用海水ポンプ室への貫通部の封止工事の実施状況を図 6.3-1 に示す。
また、浸水した D/G 冷却用海水ポンプ 2C の復旧は、被水後 10 日後に復旧された。
山 側

側壁H.P.+7.00（標高+6.11m）
設置完了

貫通部の封止工事完了

貫通部の封止工事中（地震発生時未完）

循環水ポンプエリア

非常用海水ポンプエリア

非常用海水ポンプエリア

側壁H.P.+7.00m（標高+6.11m）
設置完了

図 6.3-1 非常用海水ポンプ室の貫通部の封止工事の実施状況

6.3.3 地震発生後の発電所の運転状態
東海第二は、地震発生直後にタービン軸受け震動大により主発電機が自動停止し、主蒸気87

止め弁の閉により原子炉が自動停止した。また、発電所停止中に所内に交流電源を供給する
3 系統の外部電源（275kV：2 系統、154kV：1 系統（予備））も同時に喪失したが、3 台の D/Gが自動起動し、発電所の安全停止に必要な設備への電源供給に成功している。
原子炉自動停止後の原子炉からの崩壊熱の除熱については、外部電源系が喪失している状態であり、復水器による除熱が期待できないため、主蒸気管に取付けられた SRV から、S/P
へ高圧の蒸気を導き、S/P 水を 2 系統の RHR により冷却することにより原子炉からの崩壊熱の除去が実施された。
原子炉への注水については、主発電機のトリップによる主蒸気止め弁の閉止と給水喪失により、原子炉停止直後に原子炉水位が急激に低下し、HPCS 及び RCIC が自動起動している。
その後も原子炉圧力容器（Reactor Pressure Vessel：RPV）の水位、圧力の調整を RCIC ポン
プ及び SRV により継続し、原子炉の減圧操作が実施された。
その後、3 月 11 日の 19 時 25 分に津波の影響により D/G 冷却海水ポンプ 2C が自動停止したことに伴い、S/P の冷却に用いていた RHR-A 系を停止すると共に、D/G-2C を停止している。
D/G-2C が機能喪失したものの、健全な D/G からの電源供給により、原子炉からの崩壊熱除去に必要な機器への電源供給が維持され、原子炉の減圧操作は継続された。
地震直後に喪失した外部電源系 3 系統のうち、1 系統（154kV）については、地震直後の 3
月 12 日から復旧作業が進められ、3 月 13 日 19 時 41 日には発電所への受電が完了し、津波の影響により停止していた残留熱除去系の機能回復を待って、3 月 15 日 0 時 40 分に冷温停止を達成している。
地震直後から冷温停止に至るまでの原子炉関係パラメータを図 6.3-2 に示す。
地震直後

高圧炉心スプレイ系による水位確保

安定状態維持（温度：99.8℃、大気圧）↑圧力・温度安定（約0.075MPa、約116℃）
3/12
12時

3/12
0時

3/14
12時

3/14
0時

3/13
12時

3/13
0時

3/15
0時

原子炉隔離時冷却系で水位制御

待機運転中

3/14 23:43～ 停止時冷却モード（残留熱除去系A系運転）

高圧炉心スプレイ系で水位制御

残留熱除去系A運転
3/11 １６：４０～3/15 ２：２６ サプレッションプール冷却（残留熱除去系B系運転）
23:43

4:09
高圧炉心スプレイ系停止

11:30～

残留熱除去系Ａにて
原子炉冷却操作開始

残留熱除去系Ａ試運転

19:41
1:45～7:03
20:06

残留熱除去系Ａ系
暖機開始

B変電所受電

外部電源１５４ｋＶ復旧

12:32

非常用母線２Ｃ受電
１５４ｋＶより受電開始

13:11

原子炉圧力低下に伴い原子炉隔離時冷却系停止

通信手段（
ＰＨＳ）
復旧

6:20

ガスタービン発電機より液体廃棄物処理系 仮設電源受電

原子炉隔離時冷却系自動起動

21:52 1:43
主蒸気逃し安全弁手動操作による原子炉減圧開始

高圧炉心スプレイ系自動起動

14:48
14:49

１５４ｋV予備変点検（原電）
外電（１５４ｋV）復旧作業（東電）

図 6.3-2 地震直後から冷温停止に至るまでの原子炉関係パラメータ
次に、PCV の冷却については、地震直後に外部電源が喪失したものの、D/G により発電所の安全停止に必要な機器への電源供給が維持されており、2 系統の RHR により S/P の冷却、PCVの圧力、温度の維持が実施されている。また、地震直後の原子炉への注水は HPCS ポンプ及びRCIC ポンプにより実施され、初期段階のポンプ水源を復水貯蔵タンク（Condensate Storage
88

Tank：CST）としていたため、S/P の水位が地震直後に上昇している。S/P の水位は、RHR ポ
ンプから廃棄物処理系に送水されていたものの、外部電源の喪失により処理機能が喪失していたため、継続的な受け入れ、受け入れ水の処理が課題とされた。また、地震直後に原子炉へ注水したことによる CST の水位回復のためにも廃棄物処理系への電源融通が求められた。
廃棄物処理系の電源融通には、地震直後に手配した低圧電源車、東海発電所の廃止措置のための空冷式 D/G 及び中越沖地震の知見反映として設置した緊急時安全対策建屋（免震）用のガスタービン発電機の利用が考えられたが、設備の配置、電源盤との接続の利便性等を考慮
し、緊急時安全対策建屋の屋上に設置されていたガスタービン発電機より供給することにより、廃棄物処理系の電源融通が実施された。地震直後の PCV パラメータを図 6.3-3 に示す。

○ 廃棄物処理系で受入れ

緊急時対策建屋非常用ガスタービン発電機より常用系母線に電源供給

S/P 水温ドライウェ

S/P 水位

原子炉圧力

19：41

１５:４８

復旧
外部電源系

機能回復
廃棄物処理系

注入系水源切替）（ CST→SP

21：43

図 6.3-3 地震直後の原子炉格納容器パラメータ
東海第二は、津波の影響で D/G1 台を停止したことにより、PCV 除熱機能（RHR）の 1 系統が停止したが、多重性を有する系統であり、その安全機能は維持された。原子炉の冷温停止への移行については、外部電源喪失及び D/G1 台停止の状況下において、発電所のパラメータが安定した状態で維持されていたこと、外部電源の復旧の目途がたっていたことを勘案した上で、原子炉への高圧注水系の確保、健全な D/G から停電した非常用母線に電源融通する場
合の二次的トラブルの発生等、早期に冷温停止に以降する場合のリスクを検討し、最も安全に冷温停止へ導く方法として外部電源復旧後の RHR 停止時冷却モード運転への切替を選択したことにより、3 月 15 日 0 時 40 分に冷温停止を達成している。
また、非常用ディーゼル発電機冷却海水ポンプ 1 台が停止したことを受け、大津波警報が発報される中で海水ポンプ室の設備被害の状況を確認し、北側の海水ポンプ室の浸水を確認すると共に、南側の海水ポンプ室への浸水が無いことが確認されたため、浸水した海水ポン
プ室の排水作業を実施し被害の拡大防止に努めると共に、原子炉の冷却のための急速な手順への変更のリスクを検討し冷温停止までの作業手順を決定している。

89

6.3.4津波想定に関する経緯とその対策

東海第二の津波評価とその対策については、原子炉設置許可申請以降、当時の知見、国内の津波評価に関する動向を踏まえ、その都度自主的な評価を行うと共に、対策が講じられてきている。東海第二の設置許可申請当時は津波に関する明確な基準がなく、既往の文献、近隣の最高潮位の記録等を基に設計が進められており、想定津波は、既往最大として昭和 33 年の狩野川台風による潮位 H.P.+2.35m であった。
その後、平成 5 年の北海道南西沖地震に伴う津波の発生を契機に、省庁により津波防災に関するガイドラインの検討が進められ、これらの検討状況を踏まえて平成 9 年に日本原電社
内の自主的な検討として H.P.+5.3m の津波評価結果が得られたため、北側の非常用海水ポン
プ室に H.P.+5.8m の防護壁を追加設置している。更に、平成 14 年には、土木学会により「原子力発電所の津波評価技術」が発刊され、これに対する津波評価で H.P.+5.75m の評価結果を得ると共に防護対策に問題がないことを確認している。
また、平成 19 年には茨城県が公表した「県沿岸における津波浸水想定区域図等」に用いられた津波規模を耐震安全性評価に新知見として反映し、津波評価を行い H.P.+6.61m の評価結果を得ると共に、非常用海水ポンプ室の側壁を H.P.+7.00m まで嵩上げする対策を講じたことが、東北地方太平洋沖地震に伴う津波から安全上重要な機器を防ぐことが出来た要因となっ
た。

6.3.5

地震発生後の状況のまとめ(1) 地震発生後、発電所の接続される 3 系統の外部電源が全て喪失したが、原子炉のスクラムに成功し、3 台の D/G による原子炉の安全停止に必要な機器への電源供給に成功している。
(2) 更に、地震発生後、建設時の設計想定（H.P.+2.35m）を超える H.P.+6.2m の津波が来襲したが、津波評価に係る新たな知見や評価結果が得られる都度、自主的に対策工事を実施してきたことにより、一部浸水工事が未完であった海水ポンプ室へ海水が浸入し、D/G-2C の冷却用海水ポンプを浸水させることとなったが、その他の D/G は津波の浸水による被害を免れることができた。
(3) その結果、原子炉への注水機能の維持、残留熱除去系 1 系列の機能維持が図られ、安定して原子炉の減圧、減温操作が実施され、最終的に冷温停止が達成された。
（本節ドラフト担当：戸村）

90

6.4 各発電所で起きた事象の比較分析
6.4.1 各発電所での事象を比較する視点
地震及び地震を起因とする津波は、福島第一、福島第二、女川、東海第二の 100ｋｍにわたる広範囲に影響を与えた。サイト間で影響の程度には差異があったが炉心溶融に至ったサイトがあった一方で安全に事象を収束できたサイトもある。「福島第一事故に関するセミナー」（以下、「セミナー」）では、シビアアクシデント（SA）に至らなかった設備からも有意な知見が得られるのではないか、との視点から検討を行った。
異常な過渡変化や事故の際、安全に事象を収束し SA に至ることを回避するには、プラントを停止し継続的に冷却、除熱する機能が必要であり、結果として SA に至ることを免れたプラ
ントでは共通に何らかの手段により機能を確保できていたことになる。
そこで、本節では、6.3 節までの各発電所の状況も踏まえ、地震、津波に対する設備への影響についての状況を確認・整理したうえで、今回の事故から得られる教訓・課題につながるような着目されるべき事実はないか、という視点から記述する。
大きな事故は、多くの場合、何か、気づいていない潜在的な欠陥があったところに、偶然ある条件が重なって起きる。逆に、事故が起きてはじめて、潜在的欠陥の存在に気づかされる。この場合、これは潜在的欠陥に係る知見や経験の不足が原因であることがほとんどと考えられる。なお、潜在的欠陥の存在を疑いつつも放置するようなことは安全文化の欠如であり、あってはならない。
福島第一の事故によって、安全設計、安全管理、安全規制のどこに欠陥があったかは既に多くの分析・調査で明らかにされつつある。特に重要な問題を 2 つだけ挙げれば、次の通りと思われる。
・施設外誘因事象、特に津波に対しては、十分な防護がなされていなかった。結果として、
全交流電源喪失事故（SBO）、最終熱除去能喪失、加えて、直流電源の喪失まで伴うという、設計での想定を大幅に超す事故が起きてしまった。また、地震や津波は事故が起きてからの対策の実施も困難にした。
・こうした事故がSAに発展するのを防ぎ、また、SAが起きてしまった場合でもその影響を最小限に抑えるために、多くのアクシデントマネジメント策（AMG）が用意されていたが、それらの中には実際の事故条件下で必ずしも容易に実施できないものがあった。
福島第一の事故だけを見ても、上述のような結論はたやすく導出される。しかしながら、
福島第一 1 号機、2 号機、3 号機及び 4 号機で SA が起きてしまった一方で、同発電所の 5 号機及び 6 号機や、他の発電所、具体的には、福島第二、女川及び東海第二では、やはり厳しい地震動と津波にさらされながらも SA の発生を防止できた。冒頭で述べたように、以下では、各発電所の状況の比較分析を踏まえて、福島第一 1～4 号機ではどうして SA という厳しい結果に至ったのか、福島第一 5 号機及び 6 号機や、福島第一以外の炉ではどうしてそうした状
況に至らなかったのかを考察し、今後どのような対策を取れば SA を防止できるかを考えるヒントとしたい。
91そこで、本節では以下、各発電所の各号機の影響が、地震・津波によって実際にどれほどであったか、それはどのような安全対策を採ってきた結果としてなのかを、前節と関連させながら記述していく。また、ここでは常に、「十分にあり得る偶然の条件」が重なったらどうなっただろうかという仮定も念頭に置いて考察する。例えば次のような仮定である。
・ 各発電所を襲った津波の高さは、幾つかの地震源が連動し、その波がどのように重なり合ったかで決まっている。例えば、福島第一では重なり方が強く、福島第二では重なり方が弱かった。では、波の重なり方が違って、各発電所を襲った津波の高さが違っていたらどうなったであろうか？
・ 事故の原因となった高い津波の再来周期は、およそ千年、あるいはそれ以上と考えられる。
このような津波は、例えば、20年前に発生していたとしても不思議ではない。では、津波が、土木学会の津波評価式の反映もAMの整備もなかった時期に、各発電所を襲っていたらどうなったであろうか？
・ 津波が襲ったときに原子炉が運転中であったか停止中であったかはまったく偶然である。
では、各プラントの運転状態が違っていたらどうなったであろうか。
本来、こうした仮定に基づいての分析、つまり「What if study」はそれなりの解析或いは評価を行い、結論を出すべきものである。安全部会の活動としては課題の提示に留まるが、事業者や研究機関では、こうした仮定に基づく解析或いは評価のように、将来にとって有用な事項の抽出につながる自問自答等、自主的な安全性の向上につながる取り組みを継続的に実施することも期待したい。
冒頭述べたように、福島第一の事故によって、安全設計、安全管理、安全規制のどこに欠陥があったかは既に多くの分析・調査で明らかにされつつあるが、これに対して今後どのよ
うに安全を確保していくのか、が課題となっている。一定以上のハザードをもたらすあらゆる誘因事象についてはその誘因事象に特有の対策が必要となる。
このため、様々な施設外誘因事象に対する防護設計を行うにあたってどれほどのハザードを設計基準として想定するのか、は重要な課題であり、上述の「What if study」や自問自答
が、洞察或いは想定外を想定する際の一助となると考えられる。

6.4.2 各発電所で観測された地震動とそれによる影響
各発電所を襲った地震動の観測記録と、
基準地震動 Ss に対する最大応答加速度を、表 6.4-1に示す。また、地震動による施設の被害については、既に 5 章及び 6.1 節から 6.3 節に記述
したとおりである。ここでは、施設の被害に関連してこれまでに推定或いは確認された事実等について要点を記述する。
福島第一、女川では一部地震観測記録に基づく最大加速度が Ss に対する最大応答加速度を上回る観測値もあったが、これらの発電所を含め耐震設計上重要な設備の安全機能の喪失やSA に至らしめるほどの安全機能の連続的な喪失は現時点では認められておらず、耐震 B、Cクラスの設備の一部の機器の損傷にとどまった。

92

(1)福島第一福島第一での地震動は、2 号機、3 号機及び 5 号機の東西方向加速度が、基準地震動 Ss に対する最大応答加速度を最大で約 25％上回っているが、それ以外の観測値は最大応答加速度以下である。
地震動による影響としては、外部電源は送電鉄塔の倒壊や受電しゃ断機の損傷等によって全て喪失している。
一方、原子炉施設への影響としては、1～4 号機では内部の調査ができないので定かではな
いが、Ss を超える地震があった 5 号機でのウォークダウンの結果、タービン建屋の湿分分離器周りのドレン配管等に一部損傷があった以外には地震による損傷はなく、外部電源喪失後の D/G の自動起動にも成功している。また、1～4 号機についても、プラントパラメータの変化からは原子炉圧力バウンダリに損傷はなく、かつ、地震応答の再現解析からは、主要安全機器に損傷が起きる可能性はほとんどないと推定できる。

(2)福島第二福島第二での地震動観測記録は、ほとんどの値が基準地震動 Ss に対する最大応答加速度の40％～60％である。最大応答加速度を超えた箇所はなく、水平方向の最大加速度が 3 号機での 277Gal、鉛直方向の最大加速度が 1 号機での 305Gal である。
地震動による影響としては、外部電源は 4 回線（1 回線は点検停止中）のうち 2 回線が断路器又は避雷器の損傷によって喪失したが、1 回線は健全を維持し、これによってその後の復旧活動が容易になった。
さらに、原子炉施設への影響としても、地震直後に安全上重要な設備についてウォークダ
ウンを実施した結果、外観上の異常は認められず、耐震 B、C クラスの機器の一部に損傷がある程度であった。また、耐震性解析でも、シミュレーションによる荷重が Ss を下回り、配管系の解析でも、床応答スペクトルが一部 Ss を上回ったものの評価基準値よりは下回った。

(3)女川
女川は震源地から 130km の距離にあり、震源地から最も近い原子力発電所である。
1～3 号機の原子炉建屋にて観測された最大加速度値は、基準地震動 Ss に対する最大応答
加速度を一部上回っていたものの、ほぼ同等であった。
地震動による影響としては、外部電源については松島幹線（2 回線）、牡鹿幹線（2 回線）、
塚浜支線（1 回線）の 3 つの系統があり、計 5 回線あるが、そのうち松島幹線の１回線が正常であったため、3 プラントとも電源が供給できた。外部電源喪失の原因は、避雷器の地震の影響による地絡や、送電線の金属部を絶縁する碍子が折損しての地絡等である。
原子炉施設への影響としては、1 号機では電源盤の火災がおき、起動用変圧器が停止した
ため、外部電源は生きていたが供給することができなくなった。この電源盤の火災の原因は、
93

しゃ断機が地震によって揺らいで短絡し、アーク発生により盤内のケーブの絶縁皮膜が焼損したものと推定されている。
それ以外の安全上重要な設備は、津波来襲まで正常に機能していた。影響を受けた例としては、固体廃棄物貯蔵所のドラム缶の落下・転倒、1 号機の中央制御室の天井化粧板の脱落、3 号機使用済み燃料貯蔵プールへの異物落下等、軽度なものだけである。
女川では、以前にも大きな地震があり、平成 17 年の地震では観測値が当時の S1 を超えた
ため、長期間プラントを止めて、耐震裕度向上工事を実施している。このような取組みが、地震動による被害を少なくすることに資したと考えられている。

(4)東海第二東海第二の地震動観測記録は、ほとんどの値が基準地震動 Ss に対する最大応答加速度の40％～60％であり、最大応答加速度を超えた箇所はない。
地震動による影響としては、外部電源は 3 回線が全て喪失した。しかし、変電所の送電鉄塔の碍子損傷が原因であった 154ｋV 送電線の復旧は早く 3 月 13 日 19 時 41 分に回線の一部復旧により発電所への受電が完了し、津波の影響により停止していた残留熱除去系の機能回復を待って、3 月 15 日 0 時 40 分に冷温停止を達成している。一方、275kV 変電所はしゃ断器が損傷しており、復旧に時間がかかったとのことである。
原子炉施設への影響としては、安全上の重要な設備は地震による被害は認められず、耐震
B、C クラスのタービン設備に一部損傷が見られたが、外部電源喪失後の D/G の自動起動にも成功している。また、重量のある遮蔽扉が倒れたり、留め具が破損する等、重量物の固定部の損傷が見受けられた。B、C クラスの設備の固定部については、B、C クラスの地震力の観点からしか評価していないものがあり、そういったものが壊れていると考えられている。

(5)地震動とそれによる影響のまとめ
4 発電所の状況をまとめれば、次のようになる。
観測された地震動は、福島第一と女川で部分的に基準地震動 Ss に対する最大応答加速度を超えた値があったが、概ね最大応答加速値以内であり、それを超えているものも極端な超過ではない。設計で想定していた最大値を超えたものがあるということ自体は、設計での想定が不十分であったことを意味するから、もちろん課題或いは教訓となる事実である。しかし、その事実がもたらした施設及び設備への影響は重大な問題と言えるまでに大きくなく、それらの設計における裕度（実耐力）が安全確保に大きく寄与したということもまた、注目されるべき事実である。今後、想定を越える事象の再検討にあたってはこうした裕度も考慮した検討も有用であると考えられる。
一方、地震動による被害のうち外部電源系に関しては、ほとんどの発電所で大きな被害が出ている。福島第一では 7 回線全て、福島第二では 4 回線（1 回線は点検停止中）のうち 2回線、女川では 5 回線のうち 4 回線、東海第二では 3 回線全てが喪失している。外部電源が生きていれば、SA 防止対策の多くが実施可能であり、また、全てが喪失しなければ、復旧にも大きな役割を果たせる。表 6.4-3 や、福島第二（6.1.2 項）、女川（6.2.3 項）、東海第二（6.3.5
94項）からは、外部電源や D/G の電源系の確保は、事象発生時の復旧を容易にしたり、安定した停止操作の達成につながっており、外部電源系の信頼性向上も含め全体として電源系の信頼性が高くなることが望ましい。

6.4.3 各発電所で観測された津波とそれによる影響
各発電所における設置許可申請時点での想定と、以降の経緯を踏まえた想定津波高さを、
表 6.4-2 に示す。また、津波による施設の被害については、既に 5 章及び 6.1 節から 6.3 節に記述したとおりである。ここでは、施設の被害に関連してこれまでに推定或いは確認された事実等について要点を記述する。
表 6.4-2 から明らかなように、各発電所は新しい知見或いは経験が得られるごとに想定津波高さを高め、必要と考えられる対策を講じてきた。即ち、まずは設置許可申請時に、次い
で、2002 年に土木学会による津波高さ評価手法が公表されたときに、そして、福島第一、福島第二、東海第二については 2007 年に福島県及び茨城県が県としての防災対策のために津波を独自に想定した際に、必要に応じて見直しを行った。また、それに対応して津波対策も強化してきた。こうした経緯を経た結果として、津波の痕跡等から設定された各発電所での津波高さ及び主要敷地高さの関係は、概して次のとおりであった。
福島第一 1～4 号機では O.P.約 13.1ｍ（主要敷地高さ約 10.0ｍ）、福島第一 5、6 号機ではO.P.約 9ｍ（主要敷地高さ約 13ｍ）、福島第二では O.P.約 7～8ｍ（主要敷地高さ約 12ｍ）、
女川では O.P.約 13.0ｍ（主要敷地高さ約 14.8ｍ、地震後の地盤沈下を考慮すると約 13.8ｍ）、
東海第二では H.P.約 5.7～6.2ｍ（主要敷地高さ約 8.9ｍ）であり、炉心損傷或いは重大な結果に至った福島第一 1～4 号機を除き主要敷地高さは今回の津波高さより高かった。
福島第一 1～4 号機以外の各プラントでの主要建屋周りでは、福島第二で浸水高約 2.5m 以
下（1 号機周囲以外は殆ど 0m）であり、また、女川及び東海第二での原子炉建屋周辺の敷地への浸水はなかった。

(1)福島第一及び福島第二
福島第一及び福島第二での想定津波は 1960 年のチリ地震による津波である。その後、2002
年の土木学会手法による計算では、津波高さは福島第一で 5.7m、福島第二で 5.2m となり、
この津波高さ以下にあった海水ポンプや建屋について、嵩上げや扉の水密化等の対策を実施した。2007 年の福島県の想定津波高さは、両発電所とも上述の推定高さ以下であり、更なる対策は実施されなかった。その後、海底地形及び潮位条件の見直しがあり、福島第一では想定津波高さが 6.1m に引き上げられ、海水ポンプの嵩上げが再度実施された。
設計津波高さ以外にも、津波に対する新知見の反映が進められた。新知見の一つは 2002 年の推本の見解であり、今回の地震を引き起こした太平洋プレートは、従来の理解と違って、福島県沖でも大きな地震を起こし得るというものである。その他様々な新知見を加えての試計算を行った結果、最悪結果になるようにパラメータを選定した場合でも、福島第一での津波高さは 8m から 9m、即ち今回の福島第二のような、敷地上への遡上が想像される程度の津波と評価された。ただし、推本の見解で複数領域が連動した地震は想定されておらず、試計算においても連動は考慮されなかった。
95

福島第一及び福島第二を襲った津波高さは、潮位計が破損しているため、推定によっている。波源モデル（5.1 節参照）で最大津波高さを推定した結果は、各震源からの波の重なりの違いにより、O.P.（小名浜港工事用基準面、表 6.4-2 参照）で表記してそれぞれ約 13ｍ及び 7～8ｍである。5.1 節に述べたように、この津波は、貞観津波の波源モデルだけでなく、土木学会の波源モデルの多くが連動した形で発生したものである。さらに、これが敷地内を遡上して、浸水高さでは最高でそれぞれ 15.5m、14.5m に達している。
今後の津波対策では、複数震源の連動と、各震源からの波の重なり具合、想定津波高さだ
けでなくそれが敷地内を遡上することも併せて考える必要がある。
津波による影響としては、以下のような状況であった。
福島第一では、1～4 号機の敷地高さが 10m であるのに対し、5 号機及び 6 号機は 13m であり、福島第一 1～4 号機に比して 5 号機及び 6 号機での津波による被害は 1～4 号機の方が相対的に厳しかった。D/G については、1～4 号機では全機が喪失、5 号機及び 6 号機では 6 号
機の B 系の D/G のみが健全だった。外部電源喪失後、D/G の自動起動には成功しているが、これは D/G 本体の被水による影響だけでなく間接的要因（補機冷却系、M/C 等関連機器の水没）によっても機能が喪失している（福島第一 2、4、6 号機の B 系は 1 階に設置、福島第一
1～6 号機のその他の D/G は地下 1 階に設置）。
1990 年代以前の福島第一では 2 プラントで D/G を共用していたが、この共用を排除するために、2 号機、4 号機及び 6 号機に D/G が追設されている。海水系配管の引き回しが困難であったことから追設された D/G は空冷であり、これらが高い位置にあったこともあり、津波に対しても D/G 本体は被水せず、6 号機では関連機器の水没もなかったことから機能を喪失しなかった。直流電源が喪失或いは枯渇すれば直流電源で動作する弁の動作、重要パラメータの把握、ポンプ運転等の継続が困難となる。直流電源は、1 号機、2 号機及び 4 号機では建屋内への浸水による被水、福島第一 3 号機では枯渇により喪失したが、5 号機及び 6 号機では全系統が健全であった。海水系統は 1～6 号機全てで機能を喪失した。
福島第二では、多くの建屋で、漏洩、大物搬入口の破損、コンクリートダクト経由等による浸水があった。3 号機の B 系熱交換器建屋内の大物搬入口だけは、津波に破られることな
く、設備が健全に保たれた。
その結果、D/G については、1 号機及び 2 号機では全て喪失、3 号機では 3 系統のうち 1 系
統が喪失、4 号機では 3 系統のうち 2 系統が喪失した。直流電源の喪失はなかった。海水系
統は 1 号機及び 2 号機で全て機能を喪失、3 号機では HPCS の D/G は確保されたが RHR 用は 1/2
系統が喪失、4 号機でも HPCS の D/G は確保されたが RHR 用は機能を喪失した。
ここで、以下のような例を必然、偶然という視点から考察することは、今後の安全設計の一助になると考えられる。
（福島第一）
・多くの設備の機能が津波という施設外誘因事象により同時に喪失した。
（福島第二）
・2 号機及び 4 号機の EECW ポンプは、A 系が 1 階に、B 系が 2 階に配置され、B 系のみが生96

き残った。
・2 号機及び 4 号機の B 系 RHRS ポンプの 2 台は、隣り合って配置されていたが、一方のみが機能を喪失した。
・原子炉建屋の電源盤は、浸水した 1 号機を除き、被害を受けなかった。
・浸水を免れた 3 号の B 系及び HPCS の D/G、並びに 4 号 HPCS の D/G は運転可能な状態で
あった。

(2)女川
女川では、1970 年の 1 号機の設置許可申請時の想定津波が 3ｍ程度であったが、学識経験者による社内委員会の意見も聞いた上で、当時の副社長の強い主張により、敷地高さを O.P.
（女川原子力発電所工事用基準面、表 6.4-2 参照）14.8ｍとしていた（これについては、櫻井よしこ氏が原子力学会誌 2012 年 12 月号の巻頭言で紹介しているので、参照されたい。）。
また、引き波対策も当初より行っており、例えば、海水ポンプ室も一定時間の引き波に対して水源を確保できる設計になっていた。更に、その後も新知見を反映して、敷地法面の強化等を行ってあった。
東北地方太平洋沖地震は、後になってわかったことであるが、地殻変動による地盤沈下をもたらし、地震前に 14.8m であった敷地高さは 1ｍ下がって 13.8ｍになった。これに対して、襲来した津波の高さは約 13ｍであった。
津波による影響としては、1 号機重油タンクの倒壊と、2 号機の原子炉建屋付属棟への海水流入にとどまった。全体として、津波に対する防護が極めて適切であったと言える。
ところで、2 号機と 3 号機はほとんど同一の設計であるにも関わらず、また、2 号機と 3 号機のいずれも津波に対してサイトの高さがあったにも関わらず、何故 2 号機でだけ浸水事故が起きたのか。2 号機では、海水は海水ポンプ室の潮位計の取り付け部より浸水している。
この潮位計は、3 号機の設置許可申請時に、タービンを潮位でトリップさせることを目的に設置することとし、これを受けて 2 号機にも同様の潮位計を設置することになったものである。2 号機の潮位計は、設置スペースの観点から非常用海水系のエリアに常用系のタービントリップ用に追設したものであり、その収納箱が押し波の水圧で押し上げられ、海水が潮位計開口部からの補機冷却系熱交換器室へ浸水したことが、原子炉補機冷却系 B 系ポンプ及びHPCS 補機冷却水系ポンプの喪失と、B 系及び H 系の D/G が喪失の原因となってしまった。女
川では引き波対策も当初より行っていたが、2 号機への潮位計の追設時に、押し波の圧力までの配慮が不足したものであった。上述したように、女川 2 号機では主要敷地高さが津波高
さに対して高かったが、結果的に、常用系が非常用系に影響を与えることなった。
結果的にではあるが、設置スペースの観点から高台に追設した福島第一 6 号機の空冷 D/Gは浸水を免れたのに対し、女川 2 号機の潮位計の場合は設置場所が適切でなくて浸水に遭ったことになる。いずれの場合も安全性を向上させるための対応ではあったが、これらの対比的な事例は、安全設計においては機器の配置・位置が重要であり、追設やバックフィットにあたってはその影響をより深く考察することが必要であることを示しており、東北地方太平洋沖地震の教訓のひとつである。
97

(3)東海第二東海第二では、設置許可申請時の想定津波高さは H.P.（日立港工事用基準面、表 6.4-2 参照）2.35m であったが、その後、2002 年の土木学会の手法、2007 年の茨城県の防災用津波想定を反映して、津波対策を強化してきた。茨城県の評価については、土木学会手法に比べ想定高さが高かったことから、反映すべきか検討し、それを耐震バックチェックの新知見として取り込んだ。
津波による影響としては、北側海水ポンプ室の浸水により、D/G 用海水ポンプ１基が自動停止し、D/G-2C を手動停止することとなった。また、RHR も 1 系列が機能停止した。一方で、南側エリアに浸水はなく、結果として、外部電源喪失後の自動起動には成功したが、3 台中 1
基の D/G が喪失することになった。このように北側と南側の非常用海水ポンプ室で異なる結果となったのは、同発電所ではちょうど、上述茨城県の津波評価を受けたポンプ室側壁の嵩上げ工事を行っていたのであるが、南側では工事が完了していたのに対し、北側では工事の途中であって、壁貫通部の封水工事が未完了で、そこから浸水したためである。東海第二では、継続的改善がぎりぎり間に合って大事を防いだと言える。

(4)津波とそれによる影響のまとめ
これまでの津波高さ評価では複数波源からの波の重なりは考慮しておらず、今後の津波対策で、原子力規制委員会（以下、「規制委」）の議論も踏まえて検討すべき課題である。
また、東北地方太平洋沖地震により生じた津波に対して主要敷地高さが高かった原子力発電所においても、女川では潮位計部から、東海第二では壁の貫通部からの浸水の事例があった。
津波に対しては、防潮堤や水密扉の重要性は既に広く認識されているが、開口部から浸水することもあり、東北地方太平洋沖地震の経験も踏まえ、どうすれば浸水を完全に防げるのか、その影響を最小限に抑制することができるのかは、今後も検討すべき課題と言える。

6.4.4 地震・津波後の各施設の状況と回復措置
各発電所の各施設が地震と津波でどのような損傷を受けたかについて、損傷有無の結果だ
けでなく、その背景にある設計情報も含めて 6.4.2 項及び 6.4.3 項で記述した。本項では、その結果として生じた各施設の状況と、その後の運転員の対応や回復に向けての措置について記述する。
なお、各発電所における設備等の状況を、表 6.4-3 に示す。

(1)福島第一
福島第一では、1～3 号機は出力運転中、4～6 号機は停止中で、・全号機で、地震動によって外部電源が全喪失
・6号機では空冷D/Gが生き残ったが、1～5号機では津波により全D/Gが喪失
・1号機及び2号機では、津波によって全直流電源が喪失
98という厳しい状況にさらされ、以下のような状況に至った。
1 号機については、後からの分析によれば、交流電源の喪失よりも直流電源の喪失の方がわずかに早かった。その結果、非常用復水器（Isolation Condenser：IC）は、直流電源が喪失して IC インターロックの破断検知機能が喪失したことでフェイルセーフ機能が働き、残っていた交流の駆動用電源により IC 接続配管の PCV 隔離弁が閉止し、原子炉圧力低下、原子炉水位維持に寄与し得る IC の機能を喪失するに至った。これまで、直流電源だけが喪失して駆動用交流電源が残る状況は、従来ではほとんど想定されておらず、直流電源がなくなってプ
ラントパラメータが失われた状態下においては、運転員は、電源が全部なくなった状況では弁はその前の状態を維持していると考えたのかもしれないが、IC 隔離弁の閉止に気づかなかった。結果として、早いタイミングで炉心損傷に至った。また、損傷した炉心から発生した
水素の PCV からの漏えいに起因して、原子炉建屋では水素爆発が発生した。
2 号機については、RCIC を手動で起動して水位が回復したら停止する操作をしており、津波が来るタイミングとほぼ同時期には再起動を行っていた。1 号機と同様に、2 号機でも直流電源の喪失でプラントパラメータは失われた。ただし、直流電源が喪失しても RCIC の弁は開いたままであり、これは事前には予期されていなかったことであるが、RCIC はその後直流電源なしで二相流により駆動し続け、約 3 日間注水に寄与し、炉心を冷却した。しかし、この間に実施を試みた AM は隣接 3 号機での水素爆発等の影響もあって SRV 動作が不安定になり消防車による注水が十分でなかったこと、PCV ベントが実施できなかったこと等により成功せず、結果として炉心損傷に至った。このことは、津波来襲直前に RCIC の再起動をかけていな
かったら、ずっと早いタイミングで炉心損傷に至っていたかも知れないということを示している。なお、2 号機では原子炉建屋での水素爆発は起きていない。これは、1 号機の水素爆発による振動で偶然にも原子炉建屋のブローアウトパネルが開いて、水素が滞留しなかったためと推定されている。
3 号機については、直流電源が生きていたため RCIC 及び HPCI により約 2 日間の炉心冷却がなされた。しかし、交流電源が全喪失していたため直流電源も枯渇し、結果として 2 号機
より早いタイミングで炉心損傷に至った。また、損傷した炉心から発生した水素の PCV からの漏えいに起因して、3 号機でも原子炉建屋の水素爆発が起きている。
4 号機については、定期検査中で炉心に燃料がなかったため原子炉事故は無関係である。
一方、SFP の使用済燃料は、定期検査終了後の全燃料取り出し状態であり熱的にも厳しく、冷却機能及び補給水機能の喪失が懸念されたが、燃料が露出するとしても 3 月下旬と推定されていたように実際は冷却が間に合わなくなることはなかった。4 号機でも原子炉建屋の水素爆発が起きており、当初は SFP での燃料溶融が疑われたが、その後の分析でこれは 3 号機の水素が流入した結果と考えられている。
5 号機は停止中、それも起動直前の状態で燃料が取替え済みであり、6 号機はトラブルで長期停止していたため、崩壊熱が小さかった。即ち、両機とも 1～3 号機に比べればはるかに時間余裕があったことになる。5 号機では全 D/G が喪失したが、6 号機の空冷 D/G が生き残った
ため、AM として整備されていた電源融通によって 5 号機にも交流電源を送ることができた。
直流電源はいずれも健全であった。3 月 13 日にはこれも AM である MUWC による代替注水及びSRV での減圧が実施された。
99

海水系はいずれも機能を喪失したが、福島第一 5、6 号機では後に電源車を活用し仮設水中ポンプにより海水系を復旧し SFP 冷却に活用している。海水系に関しても地震による喪失はなかったが津波による影響を受け、福島第一では全ての海水ポンプが喪失した。福島第一では全ての交流電源が失われ、さらに直流電源も失われたため電源車等の活用が期待された。
隣接号機の水素爆発の影響（福島第一 2 号機）や接続先の電源盤の水没（福島第一 1～4 号機）
により効果的に活用できなかった例があった一方、効果的に活用された例もあった。

(2)福島第二福島第二では、全 4 機が出力運転中であった。外部電源は 4 回線のうち 1 回線が生き残ったため、SBO にはならなかった。1 号機及び 2 号機の D/G は津波により全て喪失したが、3 号機では 3 基中 2 基が、4 号機では 3 基中 1 基が生き残った。直流電源系は健全であった。
地震・津波後のプラント状況について、4 号機を例に記述すると、津波襲来後、海水系が機能喪失したため、SRV による減圧と RCIC による冷却がなされた。非常用機器冷却系ポンプの起動が確認できなかったため、3 月 11 日 18 時 33 分に原災法 10 条の宣言がなされた。翌日明け方には S/C 温度が 100℃を超えたため、原災法 15 条の状況に至ったと判断された。最終的には、海水系ポンプが復旧し、非常用補機冷却系及び RHR が機能して、10 条及び 15 条
状態が解除された。
電源復旧については、電源盤が生き残った廃棄物処理建屋と 3 号熱交換器建屋から、電源車を使っての給電がなされた。仮設ケーブルは総延長が 9000m あり、延べ 200 人で 1 日がかりで敷設された。

(3)女川
女川では、1 号機及び 3 号機は定格運転中、2 号機は定期検査中で起動操作中であった。
外部電源は 5 回線のうち 1 回線が生き残ったため、SBO にはならなかった。D/G については、
1 号機及び 3 号機は全て健全であった。2 号機は津波の影響により補機冷却水系の一部が喪失したため、3 基中 2 基が機能を喪失したが、1 基が生き残った。直流電源系は健全であった。
地震・津波後のプラント状況について、1 号機を例に記述すると、地震により発生した常用系 M/C(A)内での短絡・地絡（その後の電源盤火災については「6.2.2 項」を参照）により、
3 月 11 日 14 時 55 分に起動用変圧器が停止し、常用系の所内電源が一時的に喪失したことから、SRV による減圧と RCIC による炉心への給水がなされた。起動用変圧器停止の原因は、常用系 M/C(A)内での短絡・地絡の発生に伴い起動用変圧器の過電流継電器が動作したためであった。その後、点検により異常のないことを確認し、3 月 12 日 2 時 05 分に起動用変圧器を復旧し、常用系 M/C (A)以外の常用母線が復旧した。起動用変圧器復旧までの期間においては D/G により非常用母線への給電がなされ、原子炉及び SFP の冷却に必要な非常用電源は確保されていた。
原子炉の冷却は RHR により実施され 3 月 12 日 0 時 58 分に冷温停止に至った。
また、外部電源については、地震直後は松島幹線 2 号の 1 回線のみとなったが、3 月 12 日
20 時 12 分に牡鹿幹線 1 号、同日 20 時 15 分に牡鹿幹線 2 号、3 月 17 日 10 時 47 分に松島幹線 1 号、3 月 26 日 15 時 41 分に塚浜支線がそれぞれ復旧している。

100

(4)東海第二東海第二では、定格運転中であった。地震によって外部電源が 3 回線全てで喪失し、津波により D/G は 3 基のうち 1 基が喪失したが、他の安全機能は維持された。非常用蓄電池（RCIC
電源）の充電は別電源系から融通し、機能が維持された。直流電源系は健全であった。
地震・津波後のプラント状況について、耐震設計上重要な設備の損傷は認められていない
が、地震発生から約 5 時間後の 19 時 52 分に津波の影響による北側非常用海水ポンプ室の浸水により、D/G 冷却海水ポンプ 2C が水没して自動停止（被水 10 日後復旧）し、D/G-2C を手動停止することとなり RHR の 1 系統が停止したが安全機能は維持できた。
PCV の冷却については、地震直後に外部電源が喪失したものの D/G により発電所の安全停止に必要な機器への電源供給が維持され、2 系統の RHR により S/P の冷却、PCV の圧力、温度の維持が実施された。地震直後の原子炉への注水は HPCS ポンプ及び RCIC ポンプにより実施
され、初期段階のポンプ水源を CST としていたため地震直後に上昇した S/P の水位は外部電源の喪失により処理機能が喪失したが、中越沖地震の知見反映として設置した緊急時安全対策建屋（免震）用のガスタービン発電機より廃棄物処理系の電源融通を実施し、余剰分の S/P
水の回収及び水源確保のための常用設備の電源として活用できた。なお、地震直後には低圧電源車も手配され、また、東海発電所の廃止措置のための空冷式 D/G もあった。
上述のとおり、津波の影響で RHR の 1 系統が停止したが、安全機能を維持し原子炉の冷却を継続した。また、外部電源は 3 月 13 日 154ｋV（275ｋV は 17 日に復旧）し、外部 RHR 停止
時冷却モード運転により原子炉冷却操作を開始、3 月 15 日 0 時 40 分に原子炉冷温停止に達した。

(5) 地震・津波後の各施設の状況と回復措置のまとめ
6.4.2 から本項までの各発電所の状況から、敷地高さや設計で想定した範囲での安全上重要な構造物、系統及び機器（Structure、System and Component：SSC）の設計想定とその信頼性確保、また、設計を超える事象に対する備えが重要であり、とりわけ電源確保の可否は、事象の進展或いは SA に至ってしまった際のマネジメントに大きく影響した。もちろん最終ヒートシンクの確保、事故復旧のための発電所支援等を含む AM の整備等も重要である。
電源に関しては、その喪失の原因は様々であって、特定の部位を強化すれば直ちに信頼性が向上するというわけにはいかないようである。むしろ、厳しい施設外誘因事象に対しても高い信頼性を有する非常用電源系、万一の外部電源と非常用電源のいずれもが喪失する事態に備える可搬式の電源設備等の用意を再検討し、全体として電源系の信頼性が高くなるように考えるべきである。
ここまでに記述したように、どの発電所でも、地震動は原子炉施設を構成する安全上重要な SSC には外部電源系を除いてほとんど被害をもたらさなかった。このことは、耐震設計は概ね妥当であったことを示している。
しかし、着目すべき点は、女川 1 号機での電源盤火災の例に見られるように、地震動という施設外誘因事象が火災という施設内誘因事象を新たにもたらし得ることであり、また、今後の地震対策では、施設内での火災や浸水についても、ランダムに起きるものに加えて地震動や津波等の外力によって起きるものも考えていくことができるだろう。
101

設計の想定を超え SA に至る事態は事前の対策で避けることが最重要であるが、万一 SA に至ってしまった場合であっても AM を「有効に」実行できることが重要である。これについて
は「7.2 節安全設計に関する課題」で記述する。

6.4.5 各発電所・各施設の比較結果のまとめ
ここまで、東北地方太平洋沖地震と、これに伴う津波で、4 つの発電所の各施設がどのような影響を受けたかを記述してきた。その結果からは次のようなことが言える。
まずは、6.4.1 項に記述したことであるが、安全確保において施設外誘因事象を考えることの重要性である。そこでは、様々な施設外誘因事象に対する防護設計を行うにあたって、設計基準としてどれほどのハザードを想定するのか、どこまでの防護設計を施すのかという問題がある。そのうち設計基準ハザードの問題については「7.3 節 安全規制に関する課題」
で採り上げることにする。防護設計に関しては、例えば女川では、中央制御室に手すり棒をとりつけ、地震時にも安定した状態で監視・制御ができるようにしていたこと、津波に対しては海水ポンプ室をピット化して大きな引き波があっても取水が可能にしてあったこと等のように、「考え得ることは徹底して考えてきめ細かい対策をする」ことが大事である。第 6 回
セミナーでの外部参加者からは、「今日の話を聞いた個人の感想だが、女川は必然的に被害を免れたと感じた。
」との発言があった。
一方で、人の考えることには限界がある。考え得ることについては適切な安全設計をすることは当然の前提として、「考え得ないことも起き得ると考えて柔軟な対策を用意する」、例
えば、可搬式の電源設備を用意しておくことも大事である。こうした問題については「7.2節安全設計に関する課題」のところで採り上げる。
次には、「従来から重要とされてきた安全の原則は、やっぱり重要であった」ということである。
その第一は、「深層防護（Defence in Depth）」の重要性であろう。これについては、「7.1
節 深層防護の観点からの課題の整理」でまとめて採り上げることにする。
それから、4 つの発電所で起きた事象を俯瞰しての一番大きな教訓は、多分、「継続的改善（Continuous Improvement）」の重要性である。これについては、第 6 回セミナーでの外部参加者の発言を引用しておく。
「今日の発表を聞いて、東海第二が茨城県の津波評価を基に工事をやってきたこと、女川が引き津波に取り組んできたこと、これらを継続的にやってきたのが良かったのではないか。
両プラントとも止水工事は大変ではあるがやってきた。一部、配慮不足や工事未了等の抜けがあっても、それが事態の収束につながったのではないか。
」
とかく、事故の分析では悪かったことばかり採り上げられてうまくいったことは忘れられがちである。しかし、福島第一 5 号機は、交流電源が全て喪失したが、AM として整備されていた 6 号機からの電源融通があって最悪の事態には至らずに済んでいる。地震・津波がもし20 年前に襲っていたら、東海第二も福島第一 5 号機も、より厳しい状況に面していた可能性がある。「継続的改善」が間に合った例である。
もう一つ述べておきたいのは「設置者に第一義的責任」という原則である。設置者が安全
設計と日常的な安全管理に全責任を負っているのは当然として、重大な事象が発生したとき102

の対応も大事である。例えば、東海第二では、D/G-2C が停止した際に、後から考えれば当たり前であるが、他のポンプ等の状況を、津波等に注意しながら最初に確認し、また、被害の拡大防止、リスクを抑制しつつ事象を収束するための手順の検討を行っている（6.3 節参照）。
こうした対応は東海第二に限らず行われた。現場のことは現場の人が一番よく知っており、
また、地震や津波に限らず異常な状態に対して現場確認が原則である。異常状態が進展し深層防護の高次になればマネジメントの役割が大きくなり、より必要かつ期待される。設計を超える範囲においても、現場の状況を正確に把握し適切に対応することが、それ以上の異常状態の拡大を防止し、影響緩和に資し、事象の収束につながることを再認識する必要がある。
こうした問題については「7.2 安全設計に関する課題」のところで採り上げる。
（本節ドラフト担当：藤井、阿部）

６章参考資料「福島原子力事故調査報告書」、平成 24 年 6 月 20 日
6-1) 東京電力株式会社、「福島第二原子力発電所の状況について」、第 7 回セミナー資料、平6-2) 長澤和幸、
成 24 年 11 月 2 日
6-3) 東北電力株式会社、「東北地方太平洋沖地震およびその後に発生した津波に関する女川原
子力発電所の状況について」、平成 23 年 5 月「東北地方太平洋沖地震発生後の女川原子力発電所の状況および安全
6-4) 東北電力株式会社、
対策について」、第 6 回セミナー資料、平成 24 年 10 月 22 日

103

表 6.4-1

地震観測記録と基準地震動 Ss に対する最大応答加速度の比較

観測点（原子炉建屋最下層）

観測記録最大加速度

単位：ガル（gal）

基準地震動 Ss に対する最大応答加速度

号機

地震発生時
運転状態

南北

東西

上下

南北

東西

上下

1 号機

運転中

460※１

447※１

258※１

487

489

412

2 号機

運転中

348※１

550※１

302※１

441

438

420

福島

3 号機

運転中

322※１

507※１

231※１

449

441

429

第一

4 号機

停止中(定期検査)

281※１

319※１

200※１

447

445

422

5 号機

停止中(定期検査)

311※１

548※１

256※１

452

452

427

6 号機

停止中(定期検査)

298※１

444※１

244

445

448

415

1 号機

運転中

254

230※１

305

434

434

512

福島

2 号機

運転中

243

196※１

232※１

428

429

504

第二

3 号機

運転中

277※１

216※１

208※１

428

430

504

4 号機

運転中

210※１

205※１

288※１

415

415

504

1 号機

運転中

540

587

439

532

529

451

2 号機

起動中(定期検査)

607

461

389

594

572

490

3 号機

運転中

573

458

321

512

497

476

運転中

214

225

189

393

400

456

サイト

女川

東海第二

※１：記録開始から 130～150 秒程度で記録が終了

104

表 6.4-2

福島、女川、東海各サイトにおける津波想定の経緯

サイト

設置許可以降の想定の経緯
主要建屋

設置許可

敷地高さ

申請

福島

O.P.+10m

O.P.+3.122m

第一（5、6 号）

1966 年(1 号)

O.P.+13m

第二女川

O.P.+12m

O.P.+14.8m※１

2007 年

土木学会手法茨城県想定津波

福島県想定津波

福島沖を波源とす1972 年(1 号)

O.P.+4.7m

約 O.P.+5m

2009 年

2011 年

海底地形･潮位条件

東北地方太平洋沖地震の最新化による津波高観測値

O.P.+6.1m

る津波が最大海水ポンプの嵩上げ等の対策実施

O.P.+3.122m
福島2007 年

O.P.+5.7m（1～4 号）※１

2002 年

O.P.+5.2m

O.P.+3.705m

建屋の水密化等の1978 年(3/4 号)

対策実施

O.P.+2～3m：

O.P.+13.6m

1970 年(1 号、三陸沖を波源とす

文献調査)

る津波が最大海水ポンプの嵩上

対策不要

対策不要

O.P.+4.7m

O.P.+5m

O.P.+5.0m

対策不要

対策不要

対策不要

－

－

－

浸水高：O.P.+15.5m

げ等の対策実施
津波高：O.P.+7～8m
浸水高：O.P.+14.5m

津波高：O.P.+13.0m

O.P.+9.1m
1987 年(2 号、津波高：O.P.+13.1m

対策不要

－

－

－

H.P.+5.75m

H.P.+6.61m－－

海水ポンプ周囲の壁

－

－

数値計算)
東海
第二

H.P.+8.9m※２

H.P.+2.35m
1971 年

対策不要

津波高：H.P.+5.5m
浸水高：H.P.+6.2mの嵩上等の対策実施※１：O.P.±0.00m は女川（女川原子力発電所工事用基準面）で東京湾平均海面下方 0.74m、福島（小名浜港工事用基準面）で東京湾平均海面下方 0.727m※２：H.P.±0.00m は東海第二（日立港工事用基準面）で東京湾平均海面下方 0.89m
105表 6.4-3

福島、女川、東海各サイト・各プラントにおける地震・津波による設備被害状況（一部被害設備は「健全な数／全数」で表示）

D/G
サイト

福島
第一

福島
第二

号機
1 号機
2 号機
3 号機
4 号機
5 号機
6 号機
1 号機
2 号機
3 号機

※１

外部電源

275kV：☓
66kV：☓(全 7 回線)500kV：1/2
66kV：☓(全 4 回線)

4 号機
1 号機
女川

2 号機
3 号機

東海第二

(地震による
喪失はなし)

直流電源

☓※２
☓※２
☓※２
☓※２
☓※２
1/3※２
☓※３
☓※３

☓
☓
○→枯渇
☓
○
○
3/4
○

2/3

※３

○

1/3※３

○

275kV：1/4
66kV：☓(全 5 回線)

○

○

1/3※４

○

○

○

275kV：☓
154kV：☓(全 3 回線)

2/3※５

○

海水
冷却系※６

電源車

一部活用

一部活用
(外電､D/G
確保)(外電､D/G
確保)
予備で確保(D/G 確保）

☓
☓
☓
☓
☓
☓
☓
☓
D/G(H)用：○
RHR 用：1/2
D/G(H)用：○
RHR 用：☓○
D/G(H)用:☓
RHR 用:1/2○
D/G 用：2/3
RHR 用：○

M/C（高圧電源盤）(( )内は工事中系統)
非常用
常用
☓
☓
☓
☓
☓
☓
☓
☓
☓
☓
○
☓
1/3
○
○
○

P/C（低圧電源盤）(( )内は工事中系統)
非常用
常用
☓
☓
2/3
2/4
☓
☓
1/2(1)
1/1(1)
☓
2/7
○
☓
1/4
○
2/4
○

○

○

3/4

○

○

○

2/4

○

○

1/2

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

大規模な
燃料損傷

損傷

健全

健全

健全

健全

※１：福島第二、女川、東海第二では１日～数日で外部電源の一部が復旧。福島第二の 66kV の 1 回線は点検停止中。
※２：1、4 号機の 1/2､5 号機は D/G 本体の被水ではない（間接的要因（補機冷却系､Ｍ/Ｃ等関連機器水没）による喪失）、2、4、6 号機 B 系は空冷
※３：1 号では原子炉建屋付属棟の DG 送風機給気口等から浸水し D/G の送風機を通じて D/G に到達、2～4 号では原子炉建屋付属棟への浸水は殆どなし（間接的要因（補機冷却系、Ｍ/Ｃ等関連機器の水没）による喪失）※４：A 系は健全、海水ポンプ室内開口部（潮位計）からの浸水による原子炉補機冷却水 B 系ポンプ及び HPCS 補機冷却水系ポンプ喪失※５：海水ポンプ室への浸水により D/G 用海水ポンプ 2C が自動停止、D/G-2C を手動停止※６：海水系統の機能喪失（補機冷却水系ポンプの機能喪失を含む）
海水ポンプ設置場所：福島第二は湾岸部熱交換器建屋内（大物搬入口等から浸水（3 号機南側建屋を除く））、女川は敷地高さから掘ってピット化した海水ポンプ室（配管、ケーブル洞道経由で原子炉建屋付属棟（非管理区域）内に浸水）、東海第二は湾岸部の側壁を津波対策で嵩上げした海水ポンプ室（一部工事未完の壁貫通部より浸水）に設置

106

7. 事故で明らかになった課題
7.1 深層防護の観点からの課題の整理
7.1.1 安全確保策と深層防護の関係
安全確保の最大の目的は、原子力施設の周辺における公衆を、放射線災害から護ることである。その基本となる考え方は深層防護（Defence in Depth）の思想である。深層防護とは、ひとつは多段の安全対策を用意しておくことであり、もうひとつは、各段の安全対策を考える時には他の段で安全対策が採られることを忘れ、当該の段だけで安全を確保するとの意識である。即ち、ある段の対策を考えるに当たっては、後段の対策があるとは思わずに（後段を否定して）高い信頼性のある対策を用意する。一方で、それにもかかわらず後段の対策を考える時は、前段の対策がどのように厳重なものであってもそれが突破されると想定して（前段を否定して）対策を用意することである。
これをリスク論的な言葉で言い換えれば、多段の安全対策を用意する、各段の安全対策はそれぞれ高い信頼性をもって実施されることを確認する、その結果、全体として十分に高い信頼性をもった安全対策になるというものである。
原子力発電技術の開発当初から「深層防護」を安全の基本原則とし、この原則を工学的に達成することを安全研究と安全設計の目標としてきた。原子力発電所についての深層防護は、
一般には次の 5 つのレベルからなるとされている。
第 1 のレベル：異常・故障の発生防止。
第 2 のレベル：異常・故障の「事故」への拡大防止。
第 3 のレベル：「事故」の影響緩和。
第 4 のレベル：「設計基準を超す事故」への施設内対策
第 5 のレベル：「設計基準を超す事故」への施設外対策
ここで「事故」とは「設計基準事故（Design Basis Accident：DBA）」のことである。「設計基準を超す事故（Beyond DBA：B-DBA）としては、DBA は超えたがまだ炉心溶融には至っていないものから、炉心溶融が起きてしまったもの（シビアアクシデント）まで含まれる。B-DBA
も含めて、シビアアクシデントに至る前までを第 3 のレベル、シビアアクシデントに至ってからを第 4 のレベルと分類する人もいる。いずれにしても、第 4 のレベルは設計基準を超えた状態であるから、ここでの対策はアクシデントマネジメント（AM）が中心である。なお、
AM のための施設外対応（資機材の搬入とか、福島第一の事故後に新たに考えられている可搬式安全設備の用意など）は第 4 のレベルに分類すべきであろう。第 5 のレベルは防災対策である。
深層防護に基づく安全確保は、単なる設備設計の要求だけでなく、不断の設備管理から万一の事故における適切な管理・運用を含むものである。その結果として十分な安全性が確保されたかは、確率論的リスク評価（Probabilistic Risk Assessment：PRA）などを用いて確認されてきた。
（時として、深層防護かリスク情報活用かという二者択一的な議論がなされる
107

ことがあるが、PRA むしろ、深層防護がどれ程適切に達成されているかを測る手法である。
）
更に、リスクが小さくてもリスクの低減に効果があると判断された場合は、設備の改善や運用手順の改善を行うなどの安全性向上の努力が払われてきた。
機器等の故障が、不特定の誘因によってランダムに起きる場合には、プラント設備の多重化と多様化に AM 設備を加えることで、5 段階の深層防護の体系を実現することに成功したと考えられる。しかしながら、福島第一の事故は、設計の想定を超えるような地震や津波によって、安全機能を有する機器等に共通原因故障が生じ、その結果として炉心が溶融し、大量の放射性物質が環境中に放出された。このことは、施設外誘因事象に対して十分適切な深層防護対策がなされていたか否かという問題を提起した。

7.1.2 福島第一事故における特に重要な問題点
福島第一事故で露になった諸課題は、深層防護のほとんどのレベルに関係している。まずは、レベルごとに課題を整理してみる。
第 1 のレベルは、そもそもの発端となる異常や故障等のトラブルの発生を防止することである。そのためには、実証された技術に基づいて十分裕度のある設計を行うこと、必要に応じ地震や飛来物等の個々の誘因事象に対する防護設計を行うこと、高い品質管理システムに基づいて保守管理を行うこと等が図られる。しかしながら、福島第一事故では、施設外誘因
事象のひとつである津波によって、多数の安全設備が同時に機能喪失してしまった。
第 2 のレベルは、トラブルが起きた場合にそれを直ちに検知して対応することにより、それが事故に発展するのを防ぐことである。具体的には、運転パラメータがある許容範囲を超えた時に制御棒を自動挿入して原子炉を停止すること等である。これについては、現時点までに得られている情報からは何の問題も見当たらない。地震後津波が襲来するまでは、地震計の作動によって原子炉は自動停止し、外部電源喪失にはなった（運転時の異常な過渡変化の状態になった）がいずれの非常用ディーゼル発電機（D/G）も立ち上がって、施設は設計の想定どおりに制御された。
第３のレベルは、万一の事故に備えて、その影響の緩和を図ることである。例えば、原子炉冷却系の配管が破断し、冷却水が流出して炉心が空焚きになるような事故（冷却材喪失事
故。Loss-of-Coolant Accident：LOCA）に対して非常用炉心冷却系（Emergency Core Cooling
System：ECCS）を用意しておくこと、また、放射性物質の環境への放出を防ぐために頑丈で機密性の高い格納容器を用意しておくこと、格納容器が内圧によって破損するのを防止するために格納容器冷却系を用意すること等がこれに対応する。しかしながら、福島第一では、津波高さが想定の津波高さを超えてしまい、その結果、号機によって程度の違いはあるが、交流電源、海水冷却系、さらには、は直流電源までも喪失して、多くの安全設備が働かず、炉心が溶融する事故になってしまった。また、全交流電源喪失事故（SBO）については、旧原子力安全委員会（以下、「原安委」）の「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」（以下、「設計指針」）7-1)に「長時間の SBO は考慮しなくて良い」と書かれていた問題も露になった。
第 4 のレベルは AM であり、万一設計基準を超すような事故状態になった時に備えて、それがシビアアクシデントになるのを防止するための対策（フェイズ 1 の AM）、シビアアクシデ108ントになってしまったあとにその影響を緩和するための対策（フェイズ 2 の AM）が用意されていた。こうした AM の幾つかは、事故時に有効に働いた。しかし、幾つかの AM は、地震や津波が施設内外にもたらした影響や、シビアアクシデントがもたらした環境条件、特に、高い放射線場において、実施が困難になり、予定していた効果を挙げられなかった。
第 5 のレベルは防災対策である。我が国の防災は実効性がないものであったが、事故時にはさらに、組織間連携にも問題があることが如実になった。また、JCO 事故の反省項目、たとえば災害弱者への配慮の問題も放置されていたことが明らかになった。
このように多くの問題が同定されているが、福島第一の事故の問題として特に重要なもの
として次の３つが挙げられる。
１）施設外誘因事象、特に、自然現象に対する防護が、結果から見れば十分でなかった。低津波高さの予測法が未熟であり、頻度事象まで考えても十分な裕度をもった「設計基準ハザード（DBH）」を設定すべきところ、津波については十分な想定がなされていなかった。
２）シビアアクシデント対策として用意されていた「アクシデントマネジメント（AM）」の信
頼性が十分ではなかった。
「設計基準」を超える事態が発生した場合には、AM により、シビアアクシデントの発生を防止し影響を緩和することになっていたが、地震動及び津波やその結果として起きたシビアアクシデントが、施設内及び施設周辺にもたらす環境
条件等を十分には考慮していなかったため、実際の事故条件下での AM 実施が困難であった。
３）「想定を超える事象」への「柔軟な対応策」が欠如していた。事前にどんなに考えたとしても、安全対策には想定漏れがあり得ることを考えれば、最悪の事態を避けるために、
たとえば、可搬式の安全設備などを用意しておけばよかった。米国では既にそうした対応もなされていたが、我が国ではなされていなかった。
7 章の以下の節では、福島第一の事故で明らかになった問題を分野ごとに記述していくが、それに先立ってこれら主要 3 項目についての問題点と対応策をまとめておくと以下のようになる。

１）施設外誘因事象、特に自然現象に対する防護
深層防護の第1レベルに相当するものは、機器故障の発生防止である。旧原子力安全委
員会の設計指針において、「IV. 原子炉施設全般」（指針1～10）として、安全機能を有する構築物、系統及び機器（以下、「機器等」）が高い信頼性を有すべしという要求がある。
そこには、指針2～5として、「自然現象」、「外部人為事象」、「内部発生飛来物」及び「火災」という、施設内外の個々の誘因事象について、設計上の考慮をすべきであるとされている。
津波高さの予測法は、土木学会にて検討し、基準を定めている。仕様規格である日本電気協会原子力規格委員会制定の耐震設計規程・指針において、それを引用し津波高さを想109

定し、設計基準として与えている。本来、土木学会は一般土木構築物設計に適用する基準を策定しているものであり、津波高さの推定は100年程度の間に発生する可能性を前提としてきた。そこに、原子力でのニーズ1000年―１万年の間での発生津波の予測との相違が生じており、学会間の交流、意思の疎通の問題があった。
個々の誘因事象に対してはそれに応じた安全設計が必要である。PRA やストレステスト
等による知見も参考にして、地震動に対しては個々の機器等について裕度をもった耐震設計が必要であるし、津波に対してもリスクをコントロールするのに十分に高い防潮堤や建屋の水密化などが必要である
２）アクシデントマネジメントの信頼性
深層防護の第 4 のレベルは、シビアアクシデントに対する AM である。福島第一事故では地震と津波でプラントの主要設備に共通原因故障を誘発された結果、あらかじめ考えていた AM の設備や運用が困難を極めた。さらに、サイト全体が被災することにより、施設へのアクセスや必要な機材の輸送、搬入が困難を極め、コミュニケーションにも障害が生じたために必要な情報の共有や有効な連携活動に支障が生じた。したがって、自然災害の想定を広く行い、想定外をなくす努力を継続することであり、自然災害が発生した後の AM
では、自然災害が招く特有の障害についてもそれを配慮した対策を考えることが重要である。
３）「想定を超える事象」への「柔軟な対応策」
福島の事故は、発生頻度は低いが大きな被害を及ぼす自然災害に対して適切な深層防護
設計とは何かという問題を改めて提起した。既に述べてきたように、原子力の安全は、「深層防護」を原則として工学的にそれを実現しようとするものであり、内的事象に対してはかなり十分な体系が確立していると考えられる。今回の福島第一事故を見るまでもなく、自然災害を含む外的なハザードには深層防護の設計に十分さが無かったと考えられるが、その理由は、前述のように、プラント内の設備の範囲では、合理的で有効な対策手段が考えられなかったと考えられる。すなわち、たとえば地震が想定を遥かに超えてしまうと、原子炉建屋内に設置された設備は共通の原因で機能が喪失してしまう可能性があるし、津波の場合も建屋の水密化を強化するにしても、想定の範囲を超えて浸水すれば、やはり共通の原因で機能の喪失を招くことになる。自然災害の恐ろしさは、このような発生頻度が非常に稀なところで、大きな被害を招く深い“クリフエッジ”の存在にある。
（本節ドラフト担当：阿部、守屋）

7.2

安全設計に関する課題
福島第一のプラントは、3 章で述べたように AM 対策も整備されたプラントであったが、3.11の災害では 5 章で述べたように、地震による外部電源が喪失から地震後約 40 分後に襲った設計想定を超えた津波による全交流電源事象と最終ヒートシンク喪失が誘引され、その結果、「原子炉の減圧」と「原子炉への注水」の遅れから炉心の損傷を起こしてしまったものであ110

る。特に、直流電源の喪失、電源盤の浸水は、あらゆる AM を阻害し、原子炉及び格納容器への注水が長期間喪失したことから、炉心損傷を引き起こしただけでなく、過温によると推定される格納容器の破損による放射性物質による土壌汚染を誘発してしまった。
ここでは、プラントの安全設計という観点（AM を含む）から福島第一事故の教訓を見出すものである。
7.2.1．福島第一事故の事象分析と安全設計上の教訓
福島第一事故の事象分析を行い、そこから安全設計での教訓を見出すことは、今後の外的誘引事象に対するプラントの安全性の向上として重要である。セミナーでは、図 7-1～3 に示すように福島の事故の事象分析を行い、そこから７つの設計上の教訓を見出した。なお、各教訓中に記載された対策の事例は、現時点で有効と考えられる事例あり、実際のプラントへの適用では十分な検討と更なる有効な対策を考えるべきである。
(1) 教訓１：電源盤など重要設備の配置改善と重要設備の可搬とアクセス手段準備
設計の想定を超えた津波は、護岸を乗り越えてプラント全体を約 5ｍ水没させた。その結果、吸排気口あるいは水撃で打ち破られた扉やシャッターより海水が建屋の 1 階に侵入し、階段などから地下階に落水した結果、非常用発電設備や直流電源並びに電源盤の機能を喪失させた。
このような設計の想定を超える津波の脅威に対しては、重要機器を可能な限り高位置に配置すること及び重要機器・施設を水密化すること（発生防止策）は有効である。しかしながら、給排気口を全く無くすことはできないし、想定を上回る水撃力を否定できないことから、これらの対策はある高さ以上の津波に対して有効性を失う。従って、これらの対策とは別に、想定高さを超えた津波やその他の外部リスクに備えて、別の場所からの可搬もしくは仮設による復旧対策（事象緩和策）が重要である。電源車、電源盤、注水系などの高台や防災棟（完全水密建屋など）に常備し、緊急時のアクセスのために、緊急取り付
け口の確保とアクセスルート作成のための重機の常備しておくことが必要である。
(2) 教訓 2：隔離弁の構成とあり方
非常用復水器 (IC) あるいは原子炉隔離時冷却系 (RCIC) は原子炉隔離時の冷却設備として設置されており、機能喪失の場合でも HPCI や原子炉減圧から低圧注水系に役割を移行することが現行の設計である。さらに、系統内で破断を検知した場合（検知不能の場合も含む）は隔離を優先させているため、1 号機では DC 電源喪失から検知不能となり隔離信号が発生してしまい、維持されていた電源により隔離弁が動作し IC が機能喪失した可能性が高い。隔離弁の動作に関しては、シビアアクシデント (SA) まで考えて隔離よりも機能優
先の考え方もあるかもしれないが、設計基準事故時のバウンダリ機能確保や SA 時にも隔離が必要な事態も想定すると、隔離優先を基本としつつ必要な場合は隔離弁を手動もしくは遠隔で開ができるように、例えば隔離弁の格納容器外側設置、予備の直流電源の常備を追加することが必要である。

111

(3) 教訓 3：重要機器に対する予備直流電源の常備
福島第一事故では DC 電源の喪失あるいは枯渇によって計装の機能が喪失し、プラント状態の把握ができなかった。この結果、初動の遅れ、適切な回復操作に失敗をした。また、
SRV の開放には直流電源でアキュミュレータの弁を開かなければならないが、直流電源を津波で喪失あるいは長時間の高温待機運転中に直流電源が枯渇してしまったことから SRVによる減圧が遅延してしまった。さらに、RCIC、HPCI などの注水系の起動信号にも直流電源が必要である。従って、本設の直流電源の他に可搬の直流電源もしくは直流電源への充電設備を備えておき、万一本設の直流電源が機能喪失した場合でも、SRV や事故時に必要な計装制御に速やかに電源を供給できるようにしておくことが重要である。なお、予備の直流電源の容量は本設並みの容量は必ずしも必要ではなく、初動を迅速に行うことが重要であることから、非常時の運搬性に配慮したものであることが優先する。
(4) 教訓 4：計装の信頼性・信憑性と対応操作
福島第一事故では事故が深刻になるにつれて原子炉水位、圧力、温度などの AM 実施上必要な計装の信頼性/信憑性/継続性に問題が生じた。また、計測器の適用レンジも使用環境
条件も大幅に超えてしまったことから、計測値の信憑性が失われてしまった。従って、SA時には必ずしも設計基準として要求されている機器ほどの信頼性は必要としないものの、プラントの状態を把握するための信憑性のある計装は重要である。尚、福島発電所事故ではデータが連続して採取できなかったために、データの全体挙動を把握できず、その異常性に気がつき難かったことも踏まえてデータを継続的に採取できるようにすることも重要である。
また、SA 時の厳しい環境では計器のドリフトや誤作動は起こりうるため、重要な計器に関しては信憑性を確認する別の手段を確保することは重要である。
さらに、信憑性が無いと判断した場合の AM 手順と訓練が重要である。なお、重要なパラメータを連続的に監視することができなかったことから、状態の判断が難しかった面もあることから、電源等の強化による信頼性の向上も重要である。
(5) 教訓 5：注水系/冷却系の多様化
水密強化やプラント配置の対策は重要だが、設備設計の条件を超えた「想定外」での機能喪失も考慮してプラント外からの救援/支援も含めた多様な手段を備えておく必要がある。備える範囲は、水源まで含めて機能維持を達成する必要があり、サイト内、サイト外
からの水の融通を含めた水源の確保を多様にすることが重要である。また、常設の設備も設計想定を超えると機能喪失の可能性を考慮して、可搬式や仮設の設備も含めて多様に備えることが重要である。最後に、多様なシナリオに対応できるような柔軟性のある AM 設備と手順を整備し、日頃から教育訓練をすることが重要である。
(6) 教訓 6：AM 設備のアクセス性、操作性、実効性
福島第一事故では以下のようなアクセス性と操作性の問題事例が見られた。
・WW ベント弁がサプレッションチェンバ近傍に設置されていたために、手動開実施する上112

でアクセスと操作に困難
・外部から注水実施時に繋ぎこみ先へのアクセスが困難
・外部から注水のバイパスがあり、炉心への有効な注水に遅れが発生
また、実効性の問題事例としては以下が見られた。
ラプチャディスクは誤操作によるバウンダリ機能喪失を防止するために設置されていたが、タイムリーな WW ベント実施の阻害
以上のアクセス性を改善するために、以下の例に示すような措置を講じておくことが重要である。
①

遠隔手動ハンドルの追加により、操作時の被曝を低減②

代替注水の注水口の分散配置により、容易に接続可能な構成

また、操作性を改善するための措置の例として以下を行っておくことが重要である。
①

常用負荷への隔離弁追設により、容易にバイパス対策可能な構成②

燃料プールへの代替注水専用ライン追設により、容易に注水可能な構成、さらに、実行性の改善するために、以下の対策 (例) を行うことが重要である。
①ラプチャディスクをバイパス可能な構成もしくはラプチャディスクの削除(7) 教訓 7：格納容器バウンダリ防護の多様化
福島第一事故で土壌汚染を発生した原因は、代替注水遅れ及び PCV ベント遅れにより、
ベント前に PCV 過温リークが発生したことが土壌汚染の主要因と考えられる。一方、W/W
ベントによるスクラビング効果は大きな汚染源にはなっていない。従って、過温破損の対策を講じることが重要である。以下は、その具体例である。
① 水機能の強化により過温シーケンスを回避し、過圧シーケンスは、WW ベントによりバ
ウンダリ防護② 非金属部の直接冷却（原子炉ウエルへの水張、注水等）で過温シーケンスへの余裕向
上7.2.2 深層防護の立場からの安全設計に関する課題と対策の整理（１）課題の整理
7.1 で説明した深層防護の観点から安全設計の問題を考えて見ると、以下の 3 つの課題を指摘することができる。
第一の課題は、施設外誘因事象、特に自然現象に対して、防護が不十分だったことである。自然現象は、ランダムに起きる機器等の故障とは違って、複数の機器等に共通原因故障を起こす可能性がある上、第 1 の防護レベルが突破された時に、同時に、後段の防護レベルも突破されて、プラント設備の多くが機能不全に陥る可能性を持っている。このような特質は今回の福島第一事故以前から安全研究の中で認識されていたが、最初の防護ラインを突破された後の対策として、プラント内の設備をどのように対策すれば有効かという点では必ずしも合理的で妥当な対策が案出されていなかった。したがって、最初の防護ラインである耐震設計のレベルや防潮堤の高さの裕度を多くすることに特化してきたが、後113段の防護レベルに対しても有効な対策を確立すべきである。
第二の課題は、自然現象に対する防護レベルを設定することの難しさである。自然現象に対する防護レベルの設定は、地震にしても津波やその他の自然現象にしても、ハザードの評価は、歴史的な経験データに基づく方法が主体であった。最近は高度な自然現象のモデル化やシミュレーション技術が使われるようになっているが、やはり最終的なレベルの設定には歴史データを使わざるを得なかった。一方で、歴史データは限られた期間のものでしかなく、記録には大きな不確かさもあるので、そこから得られた結果に基づいての予測だけでは、常に想定外が発生してしまう可能性を持っている。
この点に関して、原子力では、深層防護の原則に基づいて設計基準ハザードはかなり大きな余裕を見込んで設定をしてきており、福島第一事故でも地震については有効に働いたといえる。具体的には、原子炉施設を重要度に応じてクラス分類し、重要な設備ほど余裕を持たせて設計してきており、地震の知見が増えるにしたがって、バックチェックを行い、新しい知見に対しても適合できるよう努力してきたことがそのスピード感には問題を残しつつも有効であった。
一方で津波については、「敷地高さおよび防潮堤で止める」を基本として設計し、新しい知見が出るたびに見直しをしているが、福島第一事故では想定高さを遥かに超えるものであった。津波高さの想定の問題に関しては、7.1 節で議論されたように地震ほどの余裕を付与できていなかった可能性の問題はあるものの、最新の知見を持って想定してもなお、
これを超える津波が起こる可能性というものを真摯に考えた対応を持つべきであった。さらに、地震に伴う津波のような複合的な被害の想定の難しさ、想定を超えてしまった場合のプラントへの被害の程度、範囲の想定は非常に難しいということも考慮して有効な対策を考えて行く必要がある。
第三の課題は、7.1 節で指摘された AM の実行上の困難さであり、サイト全体が被災する
ような事態でも迅速、的確な AM が行えるような対策を行う必要があるということである。

（２）対策の整理
福島第一事故の事象分析からみ出だされた教訓を深層防護設計の観点で整理した課題に対する対策として整理すると、以下のようになる。
第一と第二の課題には、これまでのようにプラント内の設備対策に拘った考えを脱却し、オンサイト、オフサイトを含めた大きな体系で合理的な対策を講じることであると考える。
施設外誘因事象、特に自然現象への対策をプラント内の設備によるものに限定すると、誘因事象のハザードが設計での想定を遥かに超えてしまった場合、原子炉建屋内に設置された設備は共通の原因で機能が喪失してしまう可能性を持つ。したがって、設計想定を超えた誘因事象の特性を踏まえてプラント外に AM の手段を備えておくことは、共通原因による機能喪失を避ける方策として合理的である。
福島第一事故時の対応においても、プラント設備の大半が機能しなくなった状態で、消114

防自動車による繋ぎ込みが注水手段として有効に働いた。この事実は、可搬設備が如何に有効であるかを証明したものである。更に、消防自動車は原子力仕様の設備では当然無い
ことも考えると、いたずらに高信頼性や高性能を求めるよりも柔軟な運用を優先した設備とすべきである。このような考えは、福島第一事故以前の安全研究の中でも検討の俎上には上がったものの、原子力仕様への適合性という壁の前で見合わせたということも考え直す必要があり、規制の扱いも含めてこれまでの設備の多重性や堅牢性偏重ではなく多様性、柔軟性に重きを置いた合理的な取り扱いが求められる。
第三の課題に対しては、様々な想定外の事態を想像して、AM を有効に行えるような配慮を考えるべきである。AM の実施のために必要な設備へのアクセス性の確保、アクセスルー
トを確保するために必要な重機の準備などのハード面も重要であるが、想定外の事態にも的確な判断と実行をするための手順の準備や教育、訓練、運用体制などのソフト面の充実が想定外の事態に対して最も重要な点だと考える。
結局、今回の福島第一事故は、安全研究の中で指摘されてきた深いクリフエッジの脅威を体現したものであるが、このようなクリフエッジに対して発生頻度が工学的に無視できる程度低くても発生した際の被害の甚大さを考えると、合理的な セイフティネットを準備しておくべきだということになる。この場合のセイフティネットに相当する対策は、プラ
ント内の設備に限定することが現実的でないことは、福島第一事故で経験した通りであり、プラント設備外で、サイト内、サイト外を含めた場所の多様化を考慮に入れて考えるべきである。また、対策設備の信頼性も発生頻度に応じた合理性を持つべきであるし、福島第一事故の経験からも無闇に多重化しても有効でないことは明らかであり、ハードとソフトの最適な組み合わせを考えた対策とすべきである。なお、必要と見なされた対策について
は、時間をかけずに速やかに実施されるような制度を合わせて持つことが福島第一事故の教訓の一つである。

115

現状のAM策の有効性/教訓

事象進展
3/11 14：46

全交流電源喪失（SBO）（電源融通失敗）

地震スクラム・AM策として2号機との低圧AC電源融通設備を有していたが、津波で電源融通不可
・電源車が3/11 23時頃到着したが、電源盤が全て水没したため長期間電源復旧不能

外部電源喪失⇒非常用DG自動起動
原子炉隔離⇒IC自動起動、手動間欠運転

教訓１：電源盤など重要設備の配置改善と重要設備の可搬とアクセス手段準備
3/11 15：35

津波到達・非常用DG、電源盤水没⇒全交流電源喪失（電動機使用不能）
・電気品室水没により直流電源喪失（電源盤水没、計測制御設備使用不能）⇒IC、HPCI機能喪失、遠隔からのSRV操作不能
・海水系喪失⇒最終ヒートシンク（冷温停止機能）喪失
水位低下
3/11 18：30

炉心損傷開始（解析）3/12 2：30

RPV低圧/PCV高圧を確認*1

3/12 5：46

消防車により
淡水注水開始3/12 7：20

RPV破損（解析）3/12 8：00

PCV過温漏えい*2（解析）3/12 9：30

PCV（W/W）ベント着手

3/12 14：30

PCV（W/W）ベント成功

3/12 15：36

建屋爆発

高圧炉心冷却／原子炉減圧操作失敗
・津波によりDC電源が喪失したため、直流電源を必要とする計装及び高圧系（IC、HPCI）による高圧冷却機能喪失。 ⇒低圧注水系ラインナップ、減圧操作の時間的余裕の不足。
・ 教訓2：隔離弁の構成とあり方
教訓3：重要機器に対する予備直流電源の常備
教訓4：計装の信頼性・信憑性と対応操作
炉心注水遅れ（代替注水）・炉心損傷による減圧後代替注水操作を実施したが既設の注水系はすべて機能喪失
・消防車の融通、建屋へのアクセス及び消火系ラインへのつなぎ込みに手間取り、消防車を用いた消火系ラインからの注水の遅れ。
・水源の喪失のため、連続注水困難⇒消防車（注水能力は1m3/回）で防火水槽とFPの送水口を往復しながらの注水・注水できない期間の長期化の結果、PCV温度が上昇しガスケットからリークが発生
教訓5：注水系/冷却系の多様化
教訓6：AM設備のアクセス性、操作性、実効性
教訓7：格納容器バウンダリー防護の多様化
PCVベント遅れ（耐圧強化ベント）・電源喪失/空気圧低、浸水、高線量のため、弁のラインナップ困難により適切なタイミングで実施することができなかった（着手からベント成功まで約6時間）。
教訓6： AM設備のアクセス性、操作性、実効性

図 7.2-1 福島第一事故（1 号機）の分析と教訓
現状のAM策の有効性/教訓

事象進展
3/11 14：47

全交流電源喪失（電源融通）

地震スクラム

外部電源喪失⇒非常用DG自動起動
原子炉隔離⇒RCIC手動起動/停止*1、SRV開閉繰り返し
3/11 15：35

津波到達

3/11 15：39

RCIC手動起動*1：原子炉水位高による
自動停止

・非常用DG、電源盤水没⇒全交流電源喪失（電動機使用不能）
・電気品室水没により直流電源喪失（P/Cの一部は被水を免れた） ＊RCICは運転継続
・海水系喪失⇒最終ﾋｰﾄｼﾝｸ（冷温停止機能）喪失
3/14 13：25

RCIC機能喪失
水位低下

3/14 17：17

炉心損傷開始（TAF到達）

3/14 18：00頃

減圧（SRV開）操作

3/14 19：54

消防車により海水注水開始3/14 21：00

W/Wベント構成完了

・AM策として1号機との低圧AC電源融通設備を有していたが、 津波で電源融通不可
・最初の電源車が3/11 23時頃到着し、障害物でアクセスが困難中を使用可能な電源盤に接続して CRD及びSLC による原子炉への代替注水を準備していたが、直前に1号機の建屋爆発による飛散物でケーブル及び電源車が破損
教訓１：電源盤など重要設備の配置改善と重要設備の可搬とアクセス手段準備
原子炉減圧/炉心注水遅れ（代替注水）・消防車を用いた海水注入ラインを構成していたが、3/14 11：01 3号機建屋爆発の影響で、消防車及びホースが破損して使用不能
・余震の発生による作業中断と退避のため、海水注入の再ライン構成の遅れ
・ SRV開はRCIC停止後約4時間30分後に通勤用自動車バッテリにより中操計器盤から実施したが、電圧が不足などで手間取り、開操作着手から約2時間遅れ
・ また、S/Cの温度/圧力が高く、凝縮しにくい状況を考えて格納容器ベント作業を優先させたこと、さらに消防車の燃料切れによる停止が重なって、海水注入開始
は、RCIC停止後約6時間30分後まで遅延⇒減圧/低圧注水系のラインアップが遅れにろり炉心損傷
教訓2：隔離弁の構成とあり方
教訓3：重要機器に対する予備直流電源の常備
教訓4：計装の信頼性・信憑性と対応操作
教訓5：注水系/冷却系の多様化
教訓6：AM設備のアクセス性、操作性、実効性
教訓7：格納容器バウンダリー防護の多様化
PCVベント失敗（耐圧強化ベント）

3/15 0：02

D/Wベント構成完了
S/C付近で衝撃音

・W/Wベントのラインナップは完了したが、S/C側の圧力がラプチャーディスク作動
圧よりも低いためベント失敗
教訓6： AM設備のアクセス性、操作性、実効性

図 7.2-2 福島第一事故（2 号機）の分析と教訓

116

現状のAM策の有効性/教訓

事象進展
3/11 14：46

全交流電源喪失（電源融通）

地震スクラム

外部電源喪失⇒非常用DG自動起動
原子炉隔離⇒RCIC手動起動、 SRV開閉繰り返し
3/11 15：35

教訓１：電源盤など重要設備の配置改善と重要設備の可搬とアクセス手段準備
津波到達

原子炉減圧/炉心注水遅れ（代替注水）・非常用DG、電源盤水没⇒全交流電源喪失（電動機使用不能）
・DC主母線盤は被水を免れ、直流電源は正常
・海水系喪失⇒最終ヒートシンク（冷温停止機能）喪失
3/12 11：36

RCIC停止（ﾊﾞｯﾃﾘ枯渇*1）

3/12 12：35

HPCI自動起動（L2）
炉圧降下*2

3/13 2：42

・AM策として4号機との低圧AC電源融通設備を有していたが、津波により4号機も同じ状況に陥っており、電源融通不可
・電源車が3/11 23時頃到着したが、電源盤水没のため長期間電源復旧不能*1：RCIC起動から約20時間動作（ﾊﾞｯｸｱｯﾌﾟ用蓄電池による）*2：7.53MPa→
0.58MPa

HPCI停止（炉圧低）
炉圧再上昇（約7.4MPa） *3*3：RCICによる注水を試みたが、再起
動せず

・HPCI停止直後に減圧のためSRV開操作を試みるが、空気供給ラインの電磁弁
励磁用のバッテリが不足（予備バッテリは1、2号機に使用 ）し、減圧失敗
・炉圧が再上昇したため、消火系のディーゼル駆動消火ポンプ（D/D FP）（ 3/12 18時頃ラインナップ完了）により注水を試みるも失敗。
・消防車要請するも1号機に使われ到着せず。構内道路修復、ガラ撤去により
5/6号側との往来が可能となり消防車1台到着。2Fからの消防車1台とで防火水槽の淡水を水源として注水ラインを形成。
・SRV開はHPCI停止から約6時間30分後に通勤用自動車バッテリを用い、中操計器盤から実施⇒減圧/低圧注水系のラインアップが遅れにより炉心損傷
教訓2：隔離弁の構成とあり方
教訓3：重要機器に対する予備直流電源の常備
教訓4：計装の信頼性・信憑性と対応操作
教訓5：注水系/冷却系の多様化
教訓6：AM設備のアクセス性、操作性、実効性
教訓7：格納容器バウンダリー防護の多様化

3/13 9：08

減圧（SRV開）操作*4

3/13 9：20

PCV（W/W）ベント

PCVベント開状態維持困難（耐圧強化ベント）

3/13 9：25
13：12

消防車により淡水/海水注水開始

・照明用小型発電機を用いた弁励磁、ボンベ交換によりベントに成功。
・ただし、AO弁駆動用空気圧や空気供給ラインの電磁弁励磁の維持が困難となり、開状態維持が困難。開操作を複数回実施。

3/14 11：36

建屋爆発*4：SRV開放により炉心が完全に露出し、炉心損傷に至る（解析）

教訓6： AM設備のアクセス性、操作性、実効性

図 7.2-3 福島第一事故（3 号機）の分析と教訓

117

7.3 安全規制に関する課題
7.3.1 事故の反省と原則の再確認
福島の事故は、国の規制にも多くの問題があったことを明らかにした。国の原子力規制
体制は平成 24 年 9 月 19 日の原子力規制委員会、原子力規制庁（以下、「規制委」、「規制庁」）の発足により、新たな体制がスタートしているから、今後は規制委が事故の反省に立って規制の改善を図っていくことが期待される本節では、事故以前の規制において、何が不適切あ
るいは不十分だったのかを分析するとともに、今後の規制改善への期待を記述する。
福島第一事故以前の規制の問題としては、まず規制における「継続的改善（Continuous
Improvement）」の遅れの問題を 7.3.2 項で取り上げる。中でも特に、自然現象等の施設外誘
因事象への考慮が不十分だったことや、シビアアクシデントについての規制が遅れていたことを 7.3.3 項及び 7.3.4 項で取り上げる。
今後の規制改善のあり方については、まず、「安全の確保に関し、従来から大事と言われてきた原則的考え方は、事故の後でもやはり大事である」ということを強調したい。
「深層防護」
については、国際的にもその重要性が再認識されているし、本報告書でも既に 7.1 節でとりまとめてある。本節では、この他の「原則」のうち特に重要な、「科学的・合理的規制」の問
題と、「産学官の協力と規制の独立性」の問題を 7.3.5 項及び 7.3.6 項で取り上げる。

7.3.2 規制においても「継続的な改善」が重要
6.1 節に述べたように、福島の事故は、地震動に引き続く津波によって起きた事故である。
津波に対しては、事業者はまがりなりにも津波に関する新知見を反映して、「継続的な改善」を図ってきた。即ち、新たな知見と提案された評価法に基づき再評価を行い、設計基準津波
高さを徐々に高くしそれに応じて、様々な耐津波設計を考えてきた。
「設置者に第一義の責任」
だから、こうした活動は当然のことである。結果から見れば、事業者の対応は必ずしも十分なものではなかったが、こうした改善の結果として、福島第一以外の発電所ではシビアアク
シデント（SA）の発生を何とか防止できた。
規制側機関においても「継続的な改善」は必須の要件である。規制は最新の知見によってなされねばならないという原則がある。定期安全レビュー（PSR）の枠組みは整備され、既設炉においても、新知見が得られたとき、特に、基準･指針が改訂された時はそれへの対応が必要とされてきた。
しかしながら、津波に係わる指針そのものは、耐震指針の末尾にごくごく簡単に記載されていただけで、電気協会 JEAC4601 原子力発電所耐震設計技術規程 JEAG4601 技術指針で土木学会の最新の評価方法を参照して対応することで済ませてきた。結果として、原子力の求める安全性のレベルと十分に整合しないものになっていた。
SA 対策についても、1990 年代に事業者の自主保安という位置づけで国内のすべての軽水型
アクシデントマネジメント（AM）が整備された時期には、次は SA 対策の規制要件化、というのが大方の規制側関係者の共通認識であったが、そうした対応は実施に移されないままであ
118

った。
「運転経験の反映」も不十分であった。自国の施設だけでなく、他国の施設で起きた運転経験を規制に反映することの重要性は以前から認識されていた。しかし、インド洋大津波時のインド・マドラス炉の浸水があった事例そのものは、わが国の規制関係者にも把握されていたに係わらず、「これはインドで起きた事故であってわが国では関係ない」で終わっていた。
前述の、同時多発航空機テロも、わが国の規制には反映されなかった。もっと謙虚に、事例に学ぶことが必要であった。
今後は、まずは福島での事故の反省に基づく改善が急務である。そこでは、「事故時に実際に何が起きたのか」（7.6 節参照）を把握した上で、何が悪かったかを同定し、それに対応した改革を図っていくことが必要である。規制委では、既に地震･津波や SA に関する設計基準の見直しがなされており、今後はこの新安全基準に沿って既設炉についてもバックフィットが要求される。
なお、福島の事故があったからと言って、思いつく改善策を闇雲に採り入れればいいというものではない。7.3.5 項で採り上げるが、リスク低減の実効性を考えての合理性のある改善が必要である。
こうした問題についても、基本的には国際的共通の考え方に準拠することが望まれる。IAEA
で整備中のバックフィット基準案（DS414）は次の通りである。
「新世代の原子力発電所については、シビアアクシデントで使用する手段が、現在ではプラントの設計に含まれている。しかし、本安全要件文書にある設計に関する要件をすべて、既設の運転中の原子力発電所や建設中の原子力発電所に適用することは現実的でないことがある。さらに、規制当局が既に承認した設計を改造することが実行可能でないこともある。
そのような設計の安全解析については、例えばその発電所に対する定期安全レビューの一環として現行の基準に対して比較し、合理的に実行可能な安全強化策によって発電所の安全運
転がさらに向上させることができるかどうか判断することが期待されている。」

7.3.3 自然現象等の誘因事象に対する設計基準の課題
福島第一の事故は、自然現象の一つである津波について、結果から見れば、設計基準が過小であったことを示した。設計基準ハザード（Design Basis Hazard：DBH）の設定の問題を含め、現行の設計及び規制は、特に地震動以外の自然現象等の誘因事象への具体的な対応を必ずしも十分には考えてこなかったと言える。
原子力安全委員会（以下、「原安委」）の「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査
指針（以下、「設計指針」）」の冒頭には、種々の誘因事象に関しての対処要求が並んでいる。
「指針２．自然現象に対する設計上の考慮」では、安全機能を有する構築物、系統及び機器（Structures、 Systems and Components：SSC）はその安全機能の重要度等を考慮して、「適切と考えられる設計用地震力に十分耐えられる設計であること」、また、「地震以外の想定される自然現象によって原子炉施設の安全性が損なわれない設計であること」、重要度の特119

に高い安全機能を有する SSC は「予想される自然現象のうち最も苛酷と考えられる条件、又は自然力に事故荷重を適切に組み合わせた場合を考慮した設計であること」が要求されている。そして、その解説には次のようにある。
「自然現象のうち最も苛酷と考えられる条件」とは、対象となる自然現象に対応して、過去の記録の信頼性を考慮の上、少なくともこれを下回らない苛酷なものであって、かつ、統計的に妥当とみなされるものをいう。
この「解説」の結果、過去に十分信頼性のある記録が少なく、統計的な妥当性が確認できない自然現象については、短期間の記録だけに基づいて設計基準ハザードが定められてしまう結果をもたらしたのではないかと思われる。
津波については、事業者は、2002 年 2 月に策定された（社）土木学会の「原子力発電所
における津波評価技術」の手法で想定津波高さを求め、自主的に津波対処設計を強化してきた。土木学会の手法は、1611 年～1978 年の歴史津波（記録として残っている津波高さ：既往津波）に基づくものである。これは、上記の「解説」に沿った手法である。この方法で求められる津波高さは、ほぼ、1611 年～1978 年の歴史津波の最高高さに匹敵するはずであり、そこで得られる結果は、過去 400 年間の津波の最高高さ程度の津波を想定することと思われる。ある程度の裕度が含まれているとしても、千年に 1 度（10-3／年）程度の津波を想定津
波とし、それを超す津波については対策を考えていなかった。これでは、わが国の・炉心損傷頻度 （CDF）：10-4／年
・格納容器破損頻度（CFF）：10-5／年
なる性能目標を満足することはまるでおぼつかなかった。
土木学会が、歴史津波に基づいて津波高さの評価式を策定したこと自体はごく普通のことである。しかし、これが、原子力安全の観点からどういう意味を持つのかについては、議論されなかったのではないかと思われる。分野間のコミュニケーション不足の問題でもあるが、本来はリスクを管理しなくてはならない原子力界の役割であり、それを果たせなかったことには反省すると共に何らかの手立てが必要と考えられる。
現在規制委は、個々の誘因事象についてもより明示的な基準を整備しつつある。そこでは、①「設計基準ハザードを設定すること」、②「設計基準ハザードに対して適切な防護設計（たとえば、津波に対しの防潮堤など）を要求すること」が必要になる。ここで設計基準ハザー
ドの想定に当たっては、歴史地震、歴史津波などの記録は、一定の期間しかないことを思い起こす必要がある。記録のない期間については、専門家の考察によって発生頻度を評価してそれに見合うハザードを設計基準とすることなどが必要になると考えられる。
ただし、このようにして設計基準ハザードを見直したとしても、それを超すハザード（Beyond Design Basis Hazard：DBH）が生じる可能性は残る。実際、3 月 11 日の地震･津波
以前には、東北地方太平洋沖であのような大きなマグニチュードの地震が発生することや、幾つもの地震源が連動してそこから生じる津波が重なり合って高くなることは、関係者の共通認識にはなっていなかったのである。③「設計の想定を超すような事態が生じ得ることも考えて、それに対してもあらかじめ準備すること」も必要と考える。

120

それから、設計指針では、深層防護の第 3 のレベルである設計基準事故への防護についても問題があった。設計基準事故の想定に関し、設計指針では「長期間にわたる電源喪失は・・・考慮する必要はない」と断言されているが、福島第一では極めて長時間の全交流電源喪失事
故（SBO）が起きてしまった。このような指針の不適切さも、過去に経験されたデータだけに頼ったことにある。
ところで、2006 年の日本への IAEA 総合規制レビューサービス（IRRS）では、「原子力安全・
保安院（以下、「保安院」）は規制当局の責任として、安全審査の判断基準を自ら作るべきである」との勧告を受けている。福島の事故のあとで振り返ると、この勧告は重い意味を持っていた。
わが国では、基本設計は原則として原安委の安全審査指針で審査されてきており、保安院
は「航空機落下評価基準」などごく少数の例外を除き、自ら審査基準を策定することはしなかった。指針体系を常時見直す体制は必ずしも十分でなかった。
安全審査のための基準は常に見直すことが必要であり、そのための責任組織も必要である。
規制庁には既に基準を一元的に見直す責任組織（技術基盤課）が発足している。今後は同課が、常に基準体系全体を見渡して、継続的に改善を図っていくことを期待する。

7.3.4

シビアアクシデント対処策の規制要件化

シビアアクシデント対策の規制要件化も、対応が遅れた例である。わが国では、1990 年代に国内すべての軽水炉において包括的な AM を整備した。当時としては決して世界の趨勢に遅れるものではなかった。そして、次は規制要件化だというのがその時の規制側関係者の共通認識であった。しかし、AM 設備が現実の事故状況下で本当に有効に機能するのかは規制の対象にならなかった。今後、シビアアクシデント対策を早急に規制の対象とすることは必須である。
ところで、福島第一事故では多くの「想定外」があった。
「想定できることはきちんと想定」
して、確固たる対策を用意すべきであるから、「設計基準の想定が不十分だったから基準を変える」ことは当然必要であるし、また、「設計基準を超えたら何が起きるか」を想定することが必要である。しかし、原子炉建屋で水素爆発が起きたことや、3 号機の原子炉で生じた水素が 4 号機の原子炉建屋に流入してそこで爆発が起きるなど、想定できなかった問題もあった。
「想定できないこともあり得るとして、柔軟な対策を考える」ことも必要である。
7.3.2 項に述べたように、米国では、同時多発航空機テロ以降、想定外事象への対処もなされたが、そうした動向はわが国の規制には反映されなかった。わが国でも、たとえば誘因
事象がテロであれば何が起きるかわからないことなどを考えて、設置者は敷地外からのサポート等柔軟な対応手段を考えておくべきであるし、規制当局もその妥当性を確認することが必要である。

121

7.3.5 科学的合理的規制はやはり必要
福島の事故後は規制強化一色であるが、本来、「科学的合理性をもった規制」は今でも必須のはずであり、そのためには確率論的リスク評価（PRA）の結果である「リスク情報｣の規制への活用、「リスクインフォームド規制」が欠かせない。設置者も規制者も、リスクの大きさに基づいて資源を割くという、いわゆる「グレーデッドアプローチ」は当然に採用されるべきである。また、規制上の「要求事項」は規制当局が自ら定めるが、それを達成する詳細規定は学協会規格を適切にレビューした上で用いるという「基準の性能規定化」も変わるはずのない原則であると考えられる。
しかし、福島の事故の前まで、規制へのリスク情報の活用は「耐震指針の改訂」くらいであった。それも、「地震リスクの結果が大きかったから、耐震要求を強化する」だけであって、
リスク情報の十分な反映にはなっていなかった。
福島の事故では、地震動の影響と津波の影響は大違いであった。
地震動は、設計の想定をいくらか上回った部分もあったが、おおむね設計基準の範囲内であった。そして、福島第一の１～４号機では確証は得られていないものの、福島第一 5、6 号機、福島第二、女川、東海で、安全上重要な SSC に地震動による損傷･故障は生じていない。
前述の設計指針の指針 2 の解説に「対象となる自然現象に対応して、過去の記録の信頼性を考慮の上、少なくともこれを下回らない苛酷なもの」とあるから、設計基準を上回る地震動が生じたこと自体は問題であるが、これまで十分に検討してその都度対処してきた結果として、重大な影響には至らなかった。
これに対し、津波の影響は甚大であった。津波については十分な考慮が払われていなかったためである。
これまでの PRA はいわゆる内的事象（正確には、ランダム事象）と地震のみしかなされなかった。航空機落下については衝突確率を計算して防護が必要かどうかを判断する、ハザー
ド評価のための基準だけが整備された。他には、確率論的評価が具体的に指針･基準として整備されたものはない。津波、火災、テロ等への基準は欠如していたか不十分なものであった。
それぞれの誘因事象についての個別プラント評価（IPEEE）を実施して弱点を見つけることが必要であったが、なされなかった。
規制でも安全研究も同じだが、関係者が取り組む対象が、知っていること、特異なことにばかり集中する。しかし、安全向上のためには、むしろ気がつかない問題を見つけて取り組
むことが大事である。一例を挙げれば、多くの人が重要と思いつつ「セキュリティ」の問題
への取り組みは不十分であった。
リスクインフォームド規制においては、「安全目標の規制への適用」も遅れていた。安全目
標は本来、「合理的な規制」を作るためのものである。しかし、どうすれば、PRA の結果と安全目標を規制の改善、特に、規制ルールの改善につなげるかということは、前述の耐震指針の強化を除き、ほとんど何もなされなかったと言って良い。あったのは、「安全目標と PRA の絶対値を比較してマルバツをつける」などという、およそ PRA の考え方や実態とかけ離れた122

提案のみであった。これも、規制の遅れの例である。
安全目標の指標についても再検討が必要かも知れない。現行の安全目標の指標は人の健康影響だけであるが、福島の事故で、放射線による疾病で死んだ人はいない。しかし、土地の汚染は重大な問題であった。安全目標には「土地汚染の防止」を加える必要がある。これに関しては、元々「中間取りまとめ」では次のように書かれている。
「事象の影響としては、事故による個人の直接的あるいは後遺的死亡リスク、集団の直接的あるいは後遺的死者数、事故による経済的損失、等々さまざまなものがある。安全目標は
これらのリスクのうち『個人の死亡リスク』だけを取り上げた。従って、安全目標の対象は、リスクのすべてではないが、最も重要でかつ定量化可能なリスクである。そういう意味で、今回の安全目標は､『始まりの第一歩』である。」
安全目標は「始まりの第一歩」のまま放置されていた。
安全目標については、第 8 回セミナーにおいて規制委の更田委員が次のように言っている。
「残存リスク、言い換えれば安全目標であるが、あらゆる対策を講じてもなお残るリスクについての考え方をしっかり持つこと。最後の砦の設計というのは、おのずとそこから逆算される部分もあるだろうと思う。
（略）安全目標の議論については、各国のプラクティスを見るとそれぞれの考え方がある。規制委員会は発足して 3 か月であり、まだなかなか議論がまとまっていない。先ずは、安全目標の議論しなければならない。それに対してコンセンサスが生まれなければいけない。
」
今後は規制委において安全目標についての議論が再開され、それに沿ってリスクインフォームド規制が促進されることが期待される。

7.3.6 産学官の協力と規制の独立性
7.3.3 項で紹介した日本 IRRS では、「保安院は実効的には独立しているが、形としても経産省から独立している必要がある」との勧告もあった。これは、2012 年 9 月の規制委の発足により既に達成されている。
一方、福島第一事故後は、規制側が産業界と話し合うのはよくないことのように思い込む風潮がある。しかしながら、産学官が協力することと、規制が独立性を保つことは、両立させなければならないことである。
これについては、第 8 回セミナーでの参加者の発言に、問題点が実に正確に指摘されていると思うので、それをそのまま記載しておく。
「阿部部会長の話の中に、産学官の協力と規制の独立の話があったが、この辺の微妙さをきちんと書けるのは原子力学会だけではないか。今、規制側と、メーカーや事業者が、全部談合してやっているという具合に、何か非常な純粋さを求められて独立性が問われている所があるが、実際には、ポンプの設計、ポンプがいかに運転されるかも分からずに、ポンプの官庁検査などできない。さらに、実際に発電所がどのような体制で、運転員がどのようなモ
チベーションで動いているかということの理解なくして、本当の安全性が担保されるわけで123

はないと思う。例えばノーリターンルールとか、非常に純粋さを保つような形で進められる方向性が今は出ていて、私はこれが本当の意味で安全性を担保することにはならないと思っている。
」
なお、この意見に対しては規制委の更田委員から、次のような発言があったことも付記しておく。
「規制当局というのは独立でなくてはいけないが、孤立してはいけない。しかも安全性が確保されたり向上したりするのは現場であり、規制はそれを監視するだけであって、実際に安全を守るのは現場で、現場の知識抜きに安全を語るなどということはあり得ない。従って、当然、規制当局と産業界はきわめて密接に意見交換であるとか情報交換とかができなければいけない。
」「世論が非常に厳しい目で見ているなかで、まだ手探りで仕組みを作ろうとしている段階にあると思う。透明性は確保しなければならないが、今のような状況でずっといいとは思っていない。申請者との間での良い意味での接点が少なすぎる。これは徐々に改善していかな
ければいけない。ただそのときの透明性の担保の仕方については慎重に考えているので、お時間を下さいという答えにはなってしまう。接点の重要性は産業界も感じているだろうし、我々もあるいはそれ以上に感じている部分がある。
」
問題そのものは、多くの関係者に正確に認識されている。今後はこの問題についても、規制委が適切に対応していくことが期待される。
なお、ここで、かつての保安院の最高諮問委員会であった原子力安全・保安部会が、設置
年の 2001 年に最初にまとめた報告書から、保安院がその発足時に規制組織として目指したことを抜粋しておくと、次の通りである。① 国民からの信頼、②科学的・合理的規制、効果的・効率的規制、③危機管理能力、④知識基盤、⑤人材基盤。
実際には、これらのすべてが目論見どおりに達成されてはいなかった。特に、保安院が一番最初に挙げた「国民からの信頼」は福島第一事故で地に堕ちた。
規制が目指すもの自体は共通であろう。今後は、規制委・規制庁が、あらためて、保安院が目指したもの、中でも国民からの信頼を目指し、それを十分に達成してくれることが期待される。
(本節ドラフト担当：阿部)7.4 原子力防災に関する課題
我が国の原子力災害に対する対応は、1979 年に発生した米国スリーマイル島原子力発電所
2 号機（TMI-2）の事故を契機としている。同年 7 月、国の中央防災会議において「原子力発電所等に係わる当面とるべき措置について」が決定された。原子力発電所等で緊急事態が発生した場合に備えて、国と地方を結ぶ緊急連絡体制の整備、「緊急技術助言組織」等の専門家支援の組織体制の整備、緊急モニタリングや緊急医療派遣体制の整備等、国の役割が具体的に示された。原子力安全委員会（以下、「原安委」）は TMI-2 事故の翌年 1980 年（昭和 55 年）
124

6 月に「原子力発電所等周辺の防災対策について」（以下、「防災指針」）を決定した。「防災指針」は、原子力災害特有の事象に着目し原子力発電所等の周辺における防災活動の円滑な実施が行えるように技術的、専門的事項を検討した結果をとりまとめたものである。
日本の防災システム整備において、1986 年の旧ソ連チェルノブイリ事故の影響は決して大きくなかったというのが一つの特徴である。旧ソ連の炉型との違いが強調され、日本では TMI
は起こり得ても、チェルノブイリは起きないというのが原子力防災の基本とされた。防災指針にある「防災対策を重点的に充実すべき地域の範囲（EPZ）」についての技術的側面からの検討にあるように、実質的に格納容器破損に至るようなシビアアクシデントに相当する緊急事態への備えと対応は整備されてこなかった。したがって、今回の事故で実行された計画的避難のような一時的移転といった長期防護措置の検討もなされてこなかった。
1995 年（平成 7 年）1 月の阪神・淡路大震災の後、災害対策基本法（以下、「災対法」）に基づく防災基本計画に災害の種類ごとの詳細な対応が定められることとなった。これを受け、1997 年 6 月動力炉・核燃料開発事業団東海再処理施設アスファルト固化処理施設における火災爆発事故の直後に、防災基本計画に「第 10 編原子力災害対策編」が追加された。この原子力災害対策編は、中央防災会議における検討を経て策定されたものであり、原子力防災対策に係る各機関の責務および役割がより一層明確化された。1999 年の東海村 JCO ウラン加工工場での臨界事故（以下、「JCO 事故」）では、核燃料施設の安全規制上の問題と共に、防災については迅速な初期活動、国および自治体の連携、国の緊急時対応体制強化、事業者責務の明確化等、様々な課題が顕在化した。これを受け、同年 12 月に災対法および「核原料物質、
核燃料物質および原子炉の規制に関する法律（以下、「炉規法」）」の特別法として、新たに「原子力災害対策特別措置法（以下、「原災法」）」が制定公布された。原災法が成立した臨時国会
では、関係省庁が協力して、通信連絡機能の強化、放射線モニタリングの強化、オフサイト
センターの整備、防災資機材の整備、緊急医療体制の整備等、予算措置が必要な施策がまとめられ、補正予算によって手当てされた。
以上のように、日本の原子力防災システムは災対法と原災法を頂点とし、防災基本計画で各関係機関の責務と役割が明確化され法的整備がなされてきた。防災指針は防災基本計画で専門的・技術的事項について十分尊重されるものとして規定され、国、地方公共団体、事業者が原子力防災に係る計画を策定する際、緊急時における防護対策を実施するための指針として位置付けられた。そして、防災基本計画および防災指針に基づいて、立地地域の地域防災計画が整備されるという構図が出来上がっていた。また、オフサイトセンターに代表するような資器材の整備の支援基盤も整備されているように見えた。
しかしながら、福島第一事故の緊急事態対応では、事故の形態、事故の規模など JCO 事故とは比較にならず、初動対応の混乱、関係機関の連携不足、不明確な意思決定スキーム等、
JCO 事故と同様の様々な問題が生じた。最大の教訓は、以下のように言える；(教訓 1) TMI、チェルノブイリ、ゴイアニア（ブラジルにおける放射線源事故）、JCO 等これまでの事故と同様、緊急事態対応の失敗は、そのような緊急事態は起こり得ないとして、事業者も規制側も準備段階で十分な整備を怠ってきたことが主たる理由である。

125

以下では、露呈した様々な課題の中から、セミナーで取り上げた放射線防護の観点から見た緊急防護措置実施の課題、事業者、地方自治体、国の責務・役割の明確化を含む緊急時管理と運営の課題をまとめる。

7.4.1 緊急防護措置実施の課題
緊急時において住民の健康を防護するための各種の防護措置に対する明確な運営の考え方（Concept of Operation）がこれまでどこにも示されていなかった。防災指針には、防災対策を重点的に充実すべき地域の範囲（第 3 章）、災害応急対策の実施のための指針（第 5 章）として、異常事態発生の際の通報基準及び緊急事態判断基準（5-1）、防護対策（5-2）および防護対策のための指標（5-3）といった技術的な指針は示されているが、どのように防護措置を実行していくのかの基本的考え方、スキームが示されていない。わずかに防護措置実施の考え方に当たるものは、「屋内退避若しくはコンクリート屋内退避あるいは避難という防護対策を実際に適用する場合は、上記指標に応じて異常事態の規模、気象条件を配慮した上、ある範囲を定め、段階的に実施されることが必要である。」と記載されているに過ぎない。また、2007
年（平成 19 年）5 月に IAEA 等の国際的動向を踏まえた防災指針の見直しが行われた際も、「放射性物質の放出前又は放出後直ちに、地域の実情や異常事態の態様および今後の見通し等によっては、予防的に屋内退避あるいは避難等の対策を実施することも有効である。」と付け加えられただけで、どのような措置を優先するのか、また具体的な防護措置実施の運営の考え方は明確にされなかった。
緊急事態への対応では、関係機関が緊急事態の時間的推移に対して一貫した共通の意思決定のスキームを策定することが重要である。緊急事態管理の時間的推移と緊急事態の各段階を図
7.4-1 に示す 7-2)。緊急事態は準備、対応および復旧の 3 つの段階に大別でき、対応段階はさらに初期対応と中期対応に区分できる。図 7.4-1 に示すように、国際放射線防護委員会（以後、ICRP）2007 年勧告で示された緊急時被ばく状況の考え方は初期および中期の対応段階に適用し、現存被ばく状況の考え方は晩期に当たる復旧段階に適用できる。以下では、福島第一事故対応
における特に危機管理と影響管理の課題を分析する。

126

対応段階

準備段階

初期
事故発生／

計画

初期対応

復旧段階
中期

影響管理

危機管理

晩期

復旧へ移行

復旧／長期

（復旧計画）の復帰活動

緊急時被ばく状況

現存被ばく
状況

図 7.4-1 緊急事態管理の時間的推移と緊急事態の各段階(1) 予防的緊急防護措置の防護戦略と課題
JCO 事故以降、頻繁に行われることになった防災訓練においては、ERRS（事故進展と放出量等のソースターム予測）と SPEEDI（環境中における被ばく線量予測）という緊急時計算予測システムによる予測結果を基に、避難や屋内退避の緊急防護措置を決定するスキームが定着していた。予測システムから得られる予測線量（projected dose）※1を防護措置実施の指標（介入レベル）、例えば屋内退避では実効線量で 10mSv、避難では 50mSv と比較しその範囲を特定し、避難等の対策を指示するスキームである。これによって、防災関係者に緊急事態対応における計算予測システムの信仰が醸成されることになった。しかしながら、福島第一事故では東京にある各システムは独立には起動されたが、地震による通信系統の途絶等により原子炉の状態等に関する情報が入手できず、政府報告書では本来の機能を活用できなかったとされている。
事故では、地震発生約 6 時間後の 11 日 20:50 に、まず福島県によって半径 2km 範囲の避難指示がなされた。その直後の 21:23 に政府は半径 3km 範囲の避難と 10km 範囲の屋内退避を指示し、翌 12 日 5:44 には半径 10km 範囲に避難を拡大するという、比較的早い段階で住民に対する予防的な緊急防護措置がとられた。これらの指示は、1 号機の冷却機能の喪失、格納容器の圧力上昇の判断から行われた。
また、
1 号機原子炉建屋の水素爆発後の 12 日 18:25 には、複数炉の同時災害のリスクに備え、半径 20km 範囲に避難が拡大し、15 日午前の 2 号および 4号機での事象後の 11:00 には 20～30km 範囲の屋内退避が指示された。これらの緊急防護措置
は事前の準備がない中で行われたため、その実施時期、実施範囲が十分な根拠に基づいたものではなかったが、5.9.4 で述べたように結果的には住民に確定的健康影響を生じさせるよ
うな甚大な被ばく与えることは回避できたと考えられる。
ソースターム情報のない SPEEDI は、放射性核種の単位放出量を仮定した解析が実施され、その結果は対策本部や原安委に配信された。SPEEDI の予測結果が公表されないことが、社会的な問題となった。3 月 12 日に避難指示を受けた半径 20km 圏内の住民の一部が、福島第一サイトから北西方向圏外の避難所に移り、3 月 15 日の午後にその方面が重大な汚染を被ったことから、SPEEDI 予測結果の非公開が無用な被ばくを引き起こしたというものである。5.9.1※1

予測（projected）線量とは、何の措置も講じなければ受けると予想される線量で、予測システムによる予測（predict）とは異なる意味であるが、しばしば誤解されている。

127

で述べたように 3 月 15 日の福島県の気象条件は複雑に変化した。未明から朝にかけて浜通り
では北寄りの風、それが正午にかけて時計回りに東寄りに変わり、午後は南東の風が支配的となった。さらに夕刻には北から降雨となり夜遅くには県全体が雨模様となる。発表されている SPEEDI の 15 日の予測計算がプルームの移動方向を仮に正確に模擬していたとしても、放出のタイミング、放出の時間的変化が分からない状況で、サイト周辺の住民（多くは 20 ㎞
以上、既に避難していた）に次の的確な防護措置を指示することは困難である。20km 付近での線量レベル、被ばく経路の寄与が分からない状態で、ただ単にプルームの拡散方向の予測
結果をもとに、防護措置を勧告することはできない。
政府が事故後の 2011 年 6 月の IAEA 閣僚会合に提出した報告書 7-3）に記載されたシビアア
クシデント解析コード MERCOR によるソースターム解析情報を基に、原子力機構で開発した確率論的安全評価コード OSCAAR（レベル 3PSA コード）で Cs-137 の汚染分布を推定した結果を文科省によるモニタリング結果と比較したものを図 7.4-2 に示す。主に 2 号機からと推定される 15 日の大量放出の放出時期がこの MERCOR の解析では十分解明できていないため、北西方向の汚染分布を模擬できていない。このように事故後でさえ正確なソースタームを再現することは非常に難しい。
仮に正確なソースタームが与えられたとしても、放出点から 10～20km
以上も離れた領域の被ばく線量を高い精度で定量的に評価することも難しい。ソースターム
評価および環境影響評価の不確実さを考慮すると、事故初期の情報が不足した中で迅速な判断を求められる危機管理段階において、緊急防護措置の意思決定をこのような計算予測シス
テム依存するスキームは改めなければならない。

Fukushima
Daiichi NPP

図 7.4-2 Cs-137 汚染分布の計算コードによる再現とモニタリング結果の比較

チェルノブイリ事故でも明らかになったように、初期の危機管理段階で重要な緊急防護措置のひとつに安定ヨウ素剤の予防服用がある。安定ヨウ素による甲状腺ブロックは、放射性ヨウ素の甲状腺への取り込みを防ぐ。したがって、甲状腺が受ける線量を最大限低減させる
ためには、放射性ヨウ素の体内摂取前、また後でも可能な限り早く安定ヨウ素を投与しなければならない。政府事故報告書によれば、現地対策本部は 3 月 12 日の 13 時 15 分に県および関係町に安定ヨウ素剤の避難所への搬入準備の確認や薬剤師等の確保の指示を出している。
また、原安委も 3 月 13 日午前の段階で現地対策本部のスクリーニングレベルに関する意見照128

会に対して、スクリーニングの結果が 10,000cpm を超えた場合には安定ヨウ素剤を投与すべきとするコメントを原災本部事務局（ERC）に送付している（しかし、このコメントは実際には現地対策本部に伝わらなかった）。このように、比較的早い段階で服用準備の着手がなされたが、実際には 20km 圏内の住民はほとんど安定ヨウ素剤を服用しないで避難した。原安委からは 3 月 15 日に 20km 圏の避難地域の入院患者に対して、16 日には同避難地域の残留者に対して、避難時における安定ヨウ素剤投与の助言を行ったが、県は避難地域には対象者がいないことを確認済みとして服用指示を行っていない。その一方で、三春町や一部の市町村では独自の判断で安定ヨウ素剤の配布・服用指示を決定し実施したところもあった（三春町では、
3 月 15 日薬剤師立ち会いの下で対象者の 95％の配布を行ったとされている）。
こうした安定ヨウ素剤の予防服用の混乱は避難と同様、緊急防護措置の一つとしてどのよ
うに実施していくかの具体的な運営の考え方が計画段階で明確にされていなかったことが大きな要因と考えられる。原安委の防災指針には、屋内退避や避難を補完する対策という位置
づけで、予防服用に係る指標として小児甲状腺等価線量 100 mSv の介入レベルが示されているのみであった。予防服用を実効性のあるものとするための具体的な提案は「原子力災害時における安定ヨウ素剤予防服用の考え方について」（平成 14 年 4 月原安委原子力施設等防災専門部会）に示されたが、地域防災計画に十分反映するまでには至らなかった。特に、迅速性が最も重要であるにもかかわらず、その指示がオフサイトセンターから原災本部、原災本
部長から現地対策本部、道府県知事、住民という、現場よりも国の最終的な決定を重視する構図が災いしている。
政府が 3 月 15 日に実施した 20～30km 範囲の屋内退避措置も大きな混乱を招いた。プラント状態の見通しが十分得られない中、インフラ等、長期間にわたる屋内退避措置の困難さが現実化し、25 日には自主的避難を要請する事態に至った。これまでの緊急時計画では、被ばくレベルが高い区域に避難措置を指示し、その外側の一定の範囲は屋内退避という計画が一般的であるが、今回の事故で、屋内退避は非常に難しい判断を要する措置であることが明らかとなった。自宅等への屋内退避は迅速に実行可能で、新たな指示等の情報にも容易にアクセスできるという利点があるが、建屋の構造によっては高い被ばく低減効果は期待できない
し、長期の屋内退避は現実的でない。基本的に短期的に放出された放射性物質からの被ばくを一時的に低減させるための措置であり、その後の状況によって早急な解除あるいは避難への移行が求められる。屋内退避、避難、一時的移転、安定ヨウ素剤予防服用といった防護戦
略全体の中で各防護措置の実施手順を事前に十分に検討しておく必要がある。
以上のように、福島第一事故では緊急防護措置は事前のスキームとは違った形で実施された。住民への情報伝達、事前計画にはない EPZ を超えた広範囲にわたる避難、屋内退避の実
施は住民に多くの混乱を与えたが、これまでのところ 5.9.4 で述べたように、幸い一般公衆に確定的影響のしきい値を超えるような大きな被ばくをもたらす結果に至らなかったと考えられる。しかしながら、事故当時 20 km 圏内の病院や介護施設に取り残された要支援者が過酷な環境下で劣悪な移送に伴い多くの人命を失う結果となった。緊急時計画においては、病院、刑務所等の特殊な施設についての避難手段等に特別の配慮が必要なことは自明である。
東海村の「ウラン加工工場臨界事故調査委員会」報告おいても、災害弱者に対する対応を含めた防護措置のあり方について検討することが対策・提言で指摘されるところであったが、129

ここでも十分な事前準備がなされていなかった。
(教訓 2) 緊急防護措置の実施に当たっては、ソースタームを含む事象の進展およびそれに基づく敷地外の被ばく線量の予測に基づくのではなく、施設の状態に関して予め決められた判断基準に基づいて、予め決められた範囲の予防的防護措置が放射性物質の環境への放出以前に迅速に実施できるような準備を確立しなければならない。
(教訓 3) 避難と移転は、安全に実行可能な場合にのみ行うべきである。すなわち、避難実施
中に生命に危険を及ぼすようなことがあってはならない。屋内退避は、避難や移転が安全に実施可能となるまでの短期間のみ実施すべきである。

(2) 飲食物に対する防護戦略と課題
主に 3 月 14 日夜半から 16 日未明にかけての放射性物質の大気中への大量放出により、広範な飲食物の汚染が生じた。汚染した飲食物の摂取による被ばくは、内部被ばくという住民の懸念とともに風評被害という社会的な懸念ももたらす。したがって、飲食物に関連した防護戦略を如何に合理的に考えていくかは重要な課題である。汚染された飲食物の出荷制限あるいは摂取制限には、時間軸に沿って 2 つの課題がある。
ひとつの課題は、特に放射性ヨウ素、テルリウム等の短半減期核種の寄与が大きいと考えられるプルーム通過後の早い時期での迅速な出荷・摂取制限である。避難措置が取られた 20kmの圏外では、3 月 16 日に水道水、牛乳、葉菜等に原安委の飲食物摂取制限の指標を超えるよ
うな高いレベルの I-131 が検出された。しかしながら、5.9.3 に述べたように食品安全に管轄権をもつ厚労省ではそれまで放射能に関する規制値を定めていなかったため、3 月 17 日に
原安委の飲食物摂取制限に関する指標を暫定制限値として定める。
図 7.4-3 に福島県、茨城県および東京都で 3 月 16 日以後に検出された水道水中の I-131 濃度の時間変化を示す。3 月 15 日に大気中に大量放出された I-131 を含む放射性物質は乾性沈着および降水による湿性沈着で地表面に降下した。特に I-131 は雨水とともに短期間に河川に流入し水道原水に流入したと考えられるが、I-131 の崩壊を含め実効的半減期は約 2.8 日と比較的早い減少傾向を示した 7-4)。厚労省は 3 月 19 日に「福島第一・第二原子力発電所の事故に伴う水道の対応について」、同 21 日に「乳児による水道水摂取に係る対応について」を健康局水道課長名で通知を出し、暫定規制値を超えた場合、水道事業者に対し飲用を控える広報を行うよう対応を取った。表 7.4-1 に示すように、木名瀬らによれば各自治体による
この乳児の水道水摂取制限により、最大で飯舘村では約 8mSv の甲状腺等価線量が回避できたと推定されている。図 7.4-1 のように水道水中の I-131 の時間変化は汚染状況、気象条件、取水環境等の地域性を反映して一律ではないが、3 月 16 日の検出から摂取制限まで 5 日を要しており、この間の水道水摂取による I-131 の取り込みがあったと考えられる。水道水のように人が直ちに直接摂取できる環境にある場合、より迅速な対応によって無用な被ばくを避けることが重要である。それには、測定に時間を要する放射性核種濃度の指標による摂取制限の判断ではなく、放射性プルームの通過あるいは地表沈着による空間線量率の上昇を指標とした迅速な判断が有効と考えられる。今回の事故では、I-131 の暫定規制値を超えたため
福島県、茨城県、千葉県、東京都、栃木県の 20 の水道事業が乳児の摂取制限、福島県飯舘簡
130

易水道事業が一般住民の摂取制限に至った。飯舘村簡易水道事業では、3 月 21 日の摂取制限
開始から乳児に対しては 5 月 10 日まで、一般住民に対しては 4 月 1 日まで摂取制限が続いたが、他の水道事業では最大で 9 日間、多くは 2～3 日で制限が解除された。これは木名瀬らの分析によると、水道中の I-131 濃度が、崩壊を考慮した実効的半減期で約 2.8 日と比較的早い減少傾向を示したためである。一方、放射性セシウムは暫定規制値（200 Bg/kg）を超える
レベルには至らなかった。これは、セシウムが地表表層の土壌に吸着し残留する成分が大き
いこと、強い降雨等により一部懸濁物質として河川に流入しても水道施設の凝集沈殿等の浄水処理工程による除去に起因すると考えられる 7-5）。

水道水中131I 濃度 (Bq/kg)

103

飯舘
郡山

2

10

1

10

南相馬
いわき

東海
川俣

100
東京

M
ar
.
M 17th
ar
.1
M 9th
ar
.
M 21s
ar t
.
M 23rdar.
M 25thar.
M 27th
ar
.2
M 9th
ar
.3
Ap 1str.
2
Ap n dr.
4
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6
Ap t hr.
Ap 8thr.
1
Ap 0thr.
1
Ap 2thr.
1
Ap 4th
r.
16
th

10-1

採水日
図 7.4-3 水道水中の濃度の時間変化
表 7.4-1 水道水の摂取制限と回避された甲状腺等価線量
管轄地域

開始日

解除日

乳児に対する回避
甲状腺等価線量（mSv）

飯舘村、福島県3 月 21 日

5 月 10 日

8.3

郡山市、福島県3 月 22 日

3 月 25 日

0.51

川俣町、福島県3 月 22 日

3 月 25 日

1.1

南相馬市、福島県

3 月 22 日

3 月 30 日

1.7

いわき市、福島県

3 月 23 日

3 月 31 日

2.9

東海村、茨城県3 月 23 日

3 月 26 日

2.1

新宿区、東京都

3 月 23 日

3 月 24 日

0.13

チェルノブイリ事故における小児の甲状腺がん増加は、旧ソ連政府による飲食物摂取制限131

措置の遅れが主たる要因で、特にミルクの消費による I-131 の取り込みが主たる被ばく経路と考えられている。5.9.3 に述べたように福島第一事故においても、3 月 16 日には土壌で最大 151 kBq/kg、雑草で最大 1440 kBq/kg の非常に高い I-131 濃度を検出し、16 日には原乳や葉菜（ホウレンソウ）に暫定規制値を超える I-131 が検出された。原安委では 3 月 17 日には対策本部に地物の摂取禁止を助言しているが、厚労省による出荷制限措置は 3 月 21 日であった。ここでも水道水と同様に防護措置実施の判断の遅れがある。どのようなプロセスで判断の遅れが生じたかは明確でないが、飲食物の出荷・摂取制限は内部被ばく低減の有効な手段
であるが、一方で風評被害ももたらす社会的懸念があることも一因と考えられる。これは、対策範囲の決定でも問題となる。当初、行政区分で広範な領域を設定していた自治体は 4 月
4 日の原災本部による「検査計画、出荷制限等の品目・区域の設定・解除の考え方」に基づき、より区分化された行政領域を設定し、風評による影響を避けようとした。
原安委の防災指針に記載された飲食物摂取制限に関する濃度指標は、災害対策本部等が飲食物の摂取制限措置を講ずることが適切であるか否かの検討を開始するめやすとされている。
しかしながら、無用な被ばくを避ける意味でも飲食物摂取制限を迅速に判断するためには、
飲食物中の濃度をベースにするのではなく、IAEA が安全指針（GSG-2, 2011）で提案しているように空間線量率による運用上の介入レベル（OIL）を準備し、一時的に汚染食物の摂取を制限し、その後に濃度の測定に基づき濃度を指標とした OIL で出荷・摂取制限を講じる 2 段
階のスキームとすべきであろう。
飲食物の出荷・摂取制限のもう一つの課題は、放射性セシウムを代表とする長期的な内部
被ばくの影響を防護するための飲食物の制限レベル設定の考え方である。チェルノブイリ事
故においても、当時旧ソ連保健省は食品や飲料水中の放射性核種の暫定許容レベル(TPL:
Temporary Permissible Levels)を導入した。1986 年の TPL レベルは、事故の最初の 1 年間に対して公衆の平均全身線量の制限値 100 mSv のうち内部被ばくに割り当てられた半分の 50
mSv に対応したものだった。それが、1988 年の TPL-88 では 8 mSv、1991 年の TPL-91 では 5 mSvに低減された。旧ソ連及び、その後の 3 国における基本的な政策は、放射性核種の崩壊と土壌中における核種の浸透及び固定化による環境の改善に従って、
放射線影響の判断基準と TPLの数値を低減していくことで、TPL を下げることによって食品の生産者に対して被ばくを制限するため核種の含有量を低減することを強いた。TPL の値は、住民における内部被ばく低減の要求と制限区域における農産物生産を維持する必要性とのバランスを考慮して専門家によって設定された。
福島第一事故においては、厚労省は暫定規制値を定めた後、食品安全委員会の食品健康影
響評価書（平成 23 年 10 月 27 日）を踏まえて薬事・食品衛生審議会の放射性物質対策部会で議論し、平成 24 年 4 月 1 日から施行する長期的な観点からの新たな基準値を設定した。飲食物の制限に係る判断指標は、一般に誘導介入レベルと称して以下で算定される：、 ：汚染割合、
ここで、DIL：誘導介入レベル（Bq/kg）、RL：基準となる線量レベル（ｍSv）

I：摂取量（kg）、DF：経口摂取の線量換算係数（mSv/Bq）で表すことができる。野菜、穀類
および肉・卵・魚/その他に対する放射性セシウムの暫定規制値 500 Bq/kg が、新基準の一般132

食品に対して 100 Bq/kg と五分の一に低減したのは、基準となる年間の食品摂取からの被ば
くに対する介入の線量レベル RL が 5 mSv から 1 mSv になったことによる。新基準設定における厚労省の見直しの考え方によると、暫定規制値で安全は確保されているが、より一層の食品の安全と安心を確保する観点から、年間 5 mSv から 1 mSv に参考とする基準値を引き下げたとしている。これは、①食品の国際規格を作成しているコーデックス委員会が年間 1mSv を用いていること、②現状のモニタリング結果から、食品からの検出濃度が時間の経過と共に相当程度下降傾向にあること、を理由としている。新基準がベースとした食品安全委員会の食品健康影響評価の考え方は、食品の摂取に伴う人の健康へ及ぼす影響について評価を行う
もので、緊急時であるか平時であるかによって基準が変わるものではないと述べているように、本質的に通常の食品安全の考え方である。一方、①で参照しているコーデックス委員会の基準は、原発事故後の食品の輸出入に係る国際規格でその目的が異なる。また、②の理由
は、チェルノブイリと同様、生産者に対してさらなる核種含有量の低減努力を促すようにも読み取れる。
ICRP2007 年勧告にあるように、個々の防護措置（例えば、ここで問題としている飲食物摂取制限）は様々な防護措置からなる防護戦略全体の最適化のプロセスの中で、本来検討すべき問題である。その際、以下の観点からの十分な検討が必要と考えられる： 摂取制限による放射線影響の回避と栄養の観点も含む代替品の確保
 基準となる線量レベル設定において考慮すべき経口摂取線量の寄与
 食習慣（摂取量 I）および汚染割合 の現実的評価
 消費者の食品安全と被災地における生産者の状況
 国際基準との調和
コーデックスの国際規格では汚染割合を 0.1 としているが、原安委の飲食物摂取制限指標では事故後の介入の観点から 0.5 を採用している。厚労省の新基準は通常の食品安全の考え方をとっているにもかかわらず、同様に 0.5 を採用しているため、誘導介入レベルが国際的にみても極めて厳しい基準となってしまっている。食品安全は一般公衆にとって日常的で最も関心の高い問題である。今回の事故では、消費者と生産者のトレードオフの構図に、ゼロリスクを求める消費者に呼応した流通業者が介在し、さらに内部被ばくに対する懸念が問題を複雑にしていると言える。
(教訓 4) 初期対応の危機管理段階における飲食物に関する制限には、空間線量率等の迅速に得られるデータを参照する運用上の介入レベル（OIL）を準備すべきである。
(教訓 5) 長期的な飲食物に対する防護措置については、被災地の状況とともに国際的な調和も考慮に入れた、現実的な勧告が必要である。

(3) 緊急防護措置の解除と長期防護措置実施
原災本部長による 4 月 22 日の正式な計画的避難区域および緊急時避難準備区域の設定については 5.9.3 に、その後の緊急防護措置の解除と長期防護措置への移行については 5.9.5 に述べた。事故当時、防災指針には一時的移転等の長期防護措置に対する指標がなかった。福
島第一事故前、2006 年の防災指針検討ワーキンググループにおいても一部議論はされたが、133

今後の検討課題として、「長期的な防護対策については、チェルノブイリ事故の例を挙げるまでもなく、短期的な防護対策と比較し、その実施の判断に係る関係者が非常に多岐にわたり、複雑な側面を有していることに留意すべきである。」と記載されるに留まった。2011 年の事
故当時、国際的にはすでに ICRP2007 年勧告が出され、それまでの行為と介入というプロセスに基づいた放射線防護のアプローチから、計画被ばく・緊急時被ばく・現存被ばくといった被ばく状況の特性に基づいたアプローチへと展開している状況にあった。2009 年には、Publication 109「緊急時被ばく状況における人々の防護のための委員会勧告の適用」およびPublication 111「原子力事故又は放射線緊急事態後における長期汚染地域に居住する人々の防護に対する委員会勧告の適用」刊行された。また、その考えを基礎に IAEA が放射線防護の安全要件である基本安全基準（BSS）の改訂案 5.0 をまとめたのが 2011 年 3 月 21 日であり、安全基準委員会（CSS）で承認されたのが 5 月という時期でもあった。緊急時被ばく状況の基本的考え方の中心は、緊急事態において個々の防護措置の効果を評価する代わりに、すべての被ばく経路とすべての防護措置を考慮に入れて、防護戦略全体を考える中で最適な一連の防護措置を決定するという新しいアプローチである。これは、単独の防護措置を考えるだけでは十分な防護を確実にすることが難しい場合にも、全体として最善の対応ができることを目的としたものである。しかしながら、事故当時、防災指針等はそれ以前の 1990 年勧告およびそれに基づく IAEA の改訂前の BSS をベースにしていたため、計画的避難区域の設定に当たっても、当初は回避線量に基づく避難の防護対策指標である 50 mSv を参照して追加的防護措置が必要かどうかの検討がなされていた。
最終的に原安委は 3 月 21 日の ICRP からのメッセージを考慮して、4 月 10 日に計画的避難（一時的移転）の実施および屋内退避の解除（緊急時準備区域への移行）を助言した。計画
的避難範囲は、ICRP2007 年勧告の緊急時被ばく状況の考え方に基づく、防護の最適化のための参考レベル 20～100mSv（残存実効線量）のバンドから年間 20mSv を選択し、それを超えると予想される地域の住民に一時的移転を要請したものである。このように、事故以前に長期的な防護措置の検討を怠っていたこと、緊急時に適用する国際的な放射線防護の考え方が変
わり、関係者の十分なコンセンサスを得るのに時間を要したこと等が原因で、追加的防護措置の実施が遅れた。さらに、長期的な防護措置の実施には一時的移転を強いられる住民との対話も必要となるため、政府は関係自治体との協議にも時間をかけなければならなかった。
5.9.4 で述べた県民健康管理調査による外部被ばく積算実効線量結果の比較的高い線量は主に計画的避難区域の住民にもたらされている結果からも、意思決定の遅れが指摘できる。
5.9.3 で述べたように 3 月 30 日には、IAEA では独自に福島第一事故用に避難の OIL を修正し、日本政府に慎重な評価助言している。ここにおいても、環境への放射性物質の放出後における緊急防護措置実施の判断が、環境で測定可能な量で示される OIL とモニタリングによって迅速になされるスキームの重要性が明らかとなった。
(教訓 6) 緊急防護措置と長期的防護措置の実施、および通常生活への復帰まで含めた対応の考え方と判断基準を、緊急事態への準備段階において確立していなければならない。想定される範囲の緊急事態の状況と対応する防護措置に対して、放射線防護の原則を適用するためのガイダンスを予め確立していなければならない。
134

(教訓 7) 緊急時における意思決定の指針として、運用上の介入レベル（OIL）は非常に重要である。OIL については、より詳細な国際的なガイダンスが必要である。

7.4.2 緊急事態管理と運営の課題
サイト外の緊急時対応は深層防護の第 5 層と位置づけられている。しかしながら、IAEA 基
本安全原則では事故の影響の防止と緩和の手段である深層防護として、人や環境に有害な影
響を引き起こす可能性を十分に小さくするために講じられるサイト内施設に対する措置の原則 8 とは別に、いわば最後の砦として、原則 9 に「緊急事態への準備と対応」として明記されている。その主要な目標は、①現場、地域、国、国際間の各レベルで効果的な対応ができるように確実に取り決めがなされること、②合理的に予測可能な事象に対して確実にリスクを軽微なものとすること、③人や環境への影響を緩和するために実施可能な手段を講じること、とされている。
福島第一事故における③の防護措置の課題については、すでに 7.4.1 で分析した。②の目標のためには、IAEA 安全要件（GS-R-2）の包括的要件にあるように、脅威の評価ですべての範囲の想定事象を考慮し、地震のような通常の緊急事態との組み合わせを含む緊急事態を考慮しなければならないとされている。格納容器が健全であれば、避難等の緊急防護措置が必要となる可能性は十分低いのに、そのような前提で防災を考え緊急事態への備えを怠ってきたこと、新潟県中越沖地震を経験していながら地震との複合災害への備えを怠ってきたことが、今回の事故では事業者、地方自治体、国すべての機関の不十分な防災対応として現れた。
どんな事故でも、対応の悪さが露見するのは、予め準備していた想定の範囲を超えたところで起こる。したがって、脅威の評価により如何に合理的に予測可能な事象に対して確実に準備するかを問うことが重要であると同時に、それを超えるもの対応する柔軟性もまた重要な要素となる。準備段階では、仮に緊急事態が生じても想定の範囲に収まるように平時からその対応可能な範囲を広げる努力が必要である。危機管理段階の対応では、予め決められた手段でまず対処し、その枠を外れた場合に柔軟に対応できる能力を養っておくことも重要である。そのためには、①の現場、地域、国、国際間の各レベルでの関係機関の責務と役割、およびその調整のあり方をもう一度見直し、様々な形式での訓練でフィードバックしていく必要があるだろう。
原安委ではこれまで何回か立地審査指針の見直しが試みられたが、その度に立地とアクシ
デントマネジメント、防災の位置づけについて議論が行われてきた。平成 15 年の「安全審査指針の体系化について」では、「防災計画は、災対法に基づき….災害を未然に防止し、あるいは、放射線による影響を実行可能な限り低減させるべく最も有効な臨機の措置を国、地方公共団体等がとることを目的として念のために定められているものである。防災対策は、原子炉施設の安全性確保のためにとられている技術上の深層防護および公衆からの離隔（「災害の防止上支障がない」ことは、ここまでで担保されている。）の外側に位置するものであり、広義の深層防護の一環をなしているものと考えるべきものである。従って、防災計画は、炉規法に基づく安全規制とは独立に準備される行政的措置であり、設置許可における立地条件の適否の判断の要件として考慮すべきではないと考える。」と位置づけている。同時に同文書
では、アクシデントマネジメントについても、炉規法による設置許可条件に係るものではな
135

く、「運転安全」に係わる措置で設置者の自主保安として位置付けていた。
このように我が国においては、防災計画は炉規法とは別の災対法で位置づけられ、JCO 事
故後問われた事業者の責務の明確化は、防災業務計画の作成など原災法に位置づけられた。
ここには、国と地方自治体はオフサイト、事業者はオンサイトのみという明確な仕分けがある。さらに、JCO 事故における国の初動対応の不備への反省から、原災法では国による緊急事態の集中的な管理が前面に出ている。こうした責務また役割の分担は、図 7.4-1 に示した
緊急事態管理の時間的推移から考えるならば逆行している。今回の事故では事業者による原災法第 15 条通報から原子力緊急事態宣言まで 2 時間 18 分を要し、さらに最初の避難実施の指示まで 2 時間 20 分を要している。情報が少なく不確実さが大きい初期の危機管理の段階では、発災現場に近い事業者と地方自治体が連携し、予め決められた手順で現地の判断で迅速に緊急防護措置を実行していくスキームを確立していく必要がある。このためには、原子力規制委員会で新たに策定された原子力災害対策指針で明確にされたように、関係機関が共通に認識するための講ずべき防護措置と関連図付けられた緊急事態区分と施設の状態からどの区分に当たるかを決定するための判断基準である緊急時活動レベル（EAL）の設定、異常事態の通報だけでなく、住民に対する必要な緊急防護措置の判断や勧告といった地域防災計画との境界に踏み込んだ役割を今後検討していく必要がある。
原子力災害は、得てしてその特殊性ばかりが強調される。しかしながら、避難や屋内退避のような実際の防護措置は、その範囲や形態は異なっても、自然災害を起因とする緊急事態と共通の措置である。その運営を担うのは地方自治体であり、住民防護の最前線に立つのはプロとしての警察や消防、そして自衛隊である。そういう意味では、複合災害でなくとも、
原子力災害における緊急防護措置実施の運営は、他の一般災害における防災対策と共通の基盤でできるだけ統合すべきであろう。福島第一事故では、事故現場から約 5km 離れたオフサ
イトセンターは自然災害に対する頑健性がなく、非常用電源の故障、通信インフラの麻痺等
で十分な機能が果たせなかったとされているが、そもそも緊急事態の際のみに関係者が集合する施設が機能するかは疑問である。一般災害との統合を考えるならば、既に県単位で存在
する災害用の緊急時センターの設備と要員を活用すべきであろう。
(教訓 8) 緊急事態への対応は、非常に発生確率が小さいと考えられる事象も含め、すべての範囲の想定事象を考慮し、また、地震等の緊急事態との組み合わせを考慮した準備を整えておかねばならない。

7.4.3 まとめ原子力防災の目的は、人と環境を放射線から防護するために原子力施設や放射線源の制御が失われた際に、その影響を最大限に緩和することにある。その目的を達成する手段が IAEAの安全要件文書（GS-R-2）の序文に明確に示されている：「原子力又は放射線の緊急事態の対応には、多くの組織が含まれるであろう。これら組織の機能の多くは、原子力又は放射線の緊急事態に対しても、通常の緊急事態と同様のものであろう。しかしながら、原子力又は放射線の緊急事態の対応には、高度に専門化された機関や技術専門家も含まれるであろう。したがって、原子力又は放射線の緊急事態の対応は、実効136

的であるように十分調整されなければならないし、取り決めは通常の緊急事態のための取り決めと適切に統合化されなければならない。更に、原子力又は放射線の緊急事態に関して広まっている多くの誤解および放射線被ばくにより引き起こされうる健康影響のため、不適切な行動がとられる可能性がある。それ故、放射線防護と安全に関わる確立された原則に基づく事前計画の策定が極めて重要である。このような事前計画の策定は、調整された方法によってのみ達成できる。（下線は、執筆者挿入）」
すべての対応組織間の明確な責務分担、組織間で十分に明確にされた合意および統合化された対応を調整するための取り決めがなされ、それが実効的に機能するように訓練によって絶えず見直しを行っていかなければならない。
（本節ドラフト担当：本間）

7.5 事故時の協力･連絡に関する課題
7.5.1 課題の概要
福島第一の事故では、関係機関間、特に、事故の現場と規制関係機関あるいは国の間で、重要な情報が共有されなかったという問題も明らかになった。
原子力施設の安全設計や日常的な安全管理における問題、あるいは、原子力施設で何らかのトラブルが起きたとしても、それが深層防護のレベル 2 あるいはレベル 3 にとどまる場合
は、規制当局の主たる役割は設置者の監視（オーバーサイト）である。しかし、事故が進展してシビアアクシデント状態になれば、規制当局はもとより、国も地方自治体も、自ら振舞うことが要求される。このような状況下では、各関係機関が事故の状況を把握していることは当然必要であるし、各組織がどのように行動しているのかを互いに理解していることも不可欠である。
しかし、福島第一事故では、組織間の連携は必ずしも十分でなく、また、事故がどのように進展したかを理解する上で必要不可欠な、プラントパラメータそのもの、あるいはその存
在や信憑性に関する情報も、必ずしも適時・適切には関係者に伝わらなかった。
こうした問題は、安全部会としては事故調査における最重要対象のひとつと考えている。
しかし、組織間の提携不良･連絡不良について具体的にどこにどのような問題があったかを調べるには、調査権限も必要であるし、時間も要する。本報告書では、分析が不十分とは思いつつ、幾つか問題点を挙げておくこととする。むしろ、今後規制委・規制庁によって、問題点が確認され、適切な対応がなされることを期待する。

7.5.2 重大な事故が起きた時の各機関の役割分担について
原子炉の炉心が溶融するような重大な事故が起きたときには、事業者だけでなく、規制当
局、国、地方自治体等が連携して対応することが必要である。第 4 回セミナーでは、原子力安全基盤機構の齊藤実氏より、重大な事故が起きたときの各機関の役割に係る紹介がなされた。そこでは、東日本大震災とその後の津波に伴う原子力発電所事故への対応において、オ
フサイトセンターが果たした役割が整理されるとともに、今後解決すべき課題が抽出された。
役割の整理と課題の抽出は、事故進展と対応の時間軸に着目して行われている。また、これ
137

らの課題に対して米国および国際社会においてこれまでに議論されてきた事項も紹介され、課題解決に向けてわが国で取り組むべき事項がまとめられた。以下は齊藤氏の紹介内容の要約である。
福島原子力発電所事故時におけるオフサイトセンターの初動活動とその課題
原子力事故時においてオフサイトセンターには現地対策本部が設置され、その主な活動は、(ⅰ)関係者間での情報共有、(ⅱ)対応の指揮調整である。オフサイトセンターは福島第一から約 5 キロメートルの地点に存在し、南相馬市にも代替施設が存在している。福島第一事故
時には最終的に福島県庁に、オフサイトセンターの機能が置かれていた状況である。なお、東京からの人員移動において、航空自衛隊の大滝根山分屯基地画中継地点として使用された。
オフサイトセンターにおける初動は、避難指示に伴う住民状況およびヨウ素剤の準備状況の把握を目的として開始された（活動方針決定、3 月 12 日 10 時 30 分）。その後、時間とともに、オフサイトセンターでの初動対応も刻々と変化する。活動内容の変化のトリガーとなったのは、放射性物質の環境中への放出、および事故状況の変化である。各トリガーによってもたらされた対応の変化を以下に示す。
第一に、避難時における放射性物質の環境中への放出の有無によってオフサイトセンターの役割が大きく異なるので、この有無をどのように把握するかが課題。放出が確認された場
合には、スクリーニングと除染が必要となる。
第二に、現場で大きな事象が発生した場合には、その対応に係る調整が求められることである。例えば、3 月 14 日の水素爆発後には、注水を行うための消防車等の手配を調整する場所がなかったこと、あるいは、爆発による負傷者の受入れ場所がなかったことから、オフサイトセンターがこれらの役割を担うこととなり、情報共有や指揮調整だけでなく、実働としてできることも実施した。
また、これらの対応と並行して住民の避難状況に関する情報共有のための活動が行われた
が、保安院とのやりとりは統合原子力防災ネットワークの中継局間光ファイバーが断線していたことから衛星通信による電話とファックスを通じて行われるなど、複合災害時における情報インフラ面での課題が浮き彫りとなった。特に、電源確保に係る困難があった。非常用
DG が地震によって燃料供給系が損傷したものの、12 日には復旧することができた。その後、
3 月 15 日にオフサイトセンター屋内における線量が 100 マイクロシーベルト毎時となり断続的にアラームがなったため、周辺住民の避難終了を確認したうえで、同日の 9 時 26 分経済産業大臣にオフサイトセンターの県庁への移転を打診することとなった。オフサイトセンターの設置場所については、これらの経験を生かして、今後検討をすすめるべきである。
最終的には、避難や避難後の住民に対する支援とまではいかなかったが、住民の避難状況を把握することができたとのことである。これらの活動を通じて得られた教訓として、以下のようなまとめが報告された。これらの観点を踏まえて、今後、オフサイトセンターの設置や機能に関する要件を整えていく必要がある。
住民防護策を的確に実施するためのフォローには、実体を共通認識するためのフェイスツ
ーフェイスの場所が必要である。
138

住民の防護の初期対応は事前計画された行動を発動することで、早期大量放出に備えるスキーム構築が重要。さらには、複合災害、すなわち外部事象を起因とした原子力災害を考慮した危機管理スキームの構築が必要であると考えられる。
現地関係者が情報を共有し、指揮の調整を図るためには、役割分担の明確化とリーダーを中心とした指揮命令系統の明確化が必要である。
福島での対応を通じて抽出された課題に対して米国および国際社会で議論されてきた事項
福島での対応を通じて抽出された課題について、早期大量放出に備えるためのスキーム、
および解決策整備までに必要なプロセスについて、米国および国際社会で議論された内容が紹介された。
国際社会における早期大量放出に備えるためのスキームは、緊急時活動レベル（EAL）および運用上の介入レベル（OIL）の運用によって進められる。
原子力設備に内在している脅威区分に対して距離を設定しておき、この範囲での避難をどのように実施するかをプラント状態にもとづいて予防的判断するのが EAL である。
実際に放出が生じた場合には、放射線等の計測結果に基づいて OIL に基づいて判断を行う。
この際に、放出後、OIL に基づいて決定・行動していたのでは、実際には被ばくが生じてしまうのではないかと考えられる。しかし、この点は、オペレーションとして、EAL に基づいて予防的避難と段階的避難を実施することで、被ばくが生ずることのないことが前提となっていることが大切。
PAZ 内での予防的避難を実施した後、まだ、プラントの状態が悪化傾向で、収束傾向がみられないよ
第 4 回セミナーにおいては、事故時の状況に基づいての齊藤氏からの説明を受けての議論で、「いろいろなステークホルダーがあって、国、地方自治体も含めて、事故が起こった時の予め計画しておくことについて、あるべき姿について議論していく必要がある」との意見があった。一方で、「サイト対応は事業者がやってほしい支援をすることが重要で、事業者の要請に応えるのが基本になる。余計な介入をするとかえって現場を混乱させるので、何をしてはいけないかを考えておくことが大事」との意見もあった。これについては、「徴集される
メンバーが何人かいれば、必ずありがた迷惑をする人が出てくる。徴集する仕組みを作った
上で、やるべき仕事を明確にして、メンバーを選ぶ必要がある」との意見もあった。
この問題については、原子力規制庁の古作氏から次の現状説明があった。
「規制委員会・規制庁が立ち上がり、防災体制も検討が進んでいる。事業者からの要望把握については、各事業者で体制を整えたところに規制庁が入り、そこをセンターとし、一体となって議論させていただく。このため事業者のニーズを素早く把握できると考えている。
センターからは官邸に直接状況を連絡できるようなかたちをとっており、そのラインを通じて総理まで話があげられる。特に自衛隊などの他省庁にわたる対応については官邸で意思疎通を図り速やかに動けるように体制強化している。事前の準備としては、原子力防災会議で139

各省庁の協力を得られるような体制を整えることになっている。立ち上がったばかりでどれだけ動けるかといった問題はあるが、体制整備している状況は理解いただければと思う。
」
規制委の更田委員は、「戦場のような状態になっているところに問い合わせをするのが如何に負担になるかは想像がつく話で、事業者の邪魔をしないことが非常に重要であり、もちろん要請があった場合はそれにできるだけ応えるのが国の役割と考える」ととりまとめた

7.5.3 福島第一事故時の情報取得・情報伝達に関する事例
福島第一の 1、2 号機では、津波によって直流電源まで失われ、現地においても一時期プ
ラントパラメータを得ることができなかった。津波によるバッテリーの被水を免れた 3 号機
では、ある時間経過したあとはバッテリーの枯渇によって直流電源が失われた。その後運転
員は、ありあわせのバッテリーを計測系につないでプラントパラメータの取得を図ったが、後の調査によればシビアアクシデント時の原子炉水位の測定は水位計の原理からして困難であった。こうした状況から、現地においても事故の状況を正確に把握することは困難であった。加えて、こうした状況は適時的確には規制当局や国、地方自治体には伝わらなかった。
本項ではこれらの問題を採り上げる。
(1) 原子炉水位指示値の信憑性
福島第一事故が、事故シナリオ分類の観点で見れば、「全交流電源喪失事故」あるいは 「発電所停電事故」と呼ばれる事故であること、更にはそれに、「最終ヒートシンク喪失」と「直流電源喪失」まで加わっている事故であることは、既に良く知られている。しかしながら、この事故を熱水力的な観点から見れば、これは典型的な「冷却材ボイルオフ事故」、即ち、熱除去能喪失によって原子炉内の冷却材が沸騰喪失し、炉心の温度が上昇する事故である。
冷却材ボイルオフ事故では、事故の進展に最も大きな影響を及ぼすのは炉心の水位であり、炉心水位が炉心有効長の約 55%（ほぼ TAF-1600mm に相当）以上に保たれていれば、ジルコニ
ウム－水反応が激しくなることはほとんどなく、従って水素の大量発生も炉心の溶融も起こりがたい。逆に、水位がこれ以下になると、ジルコニウム－水反応が激しくなり、この反応が発熱反応であるためにポジティブフィードバックがかかり、短時間で水素の大量発生と炉心の溶融になり得る。
3 月 12 日の午後、1 号機の原子炉水位は TAF-1600mm から TAF-1800mm の間で安定していることが規制当局を含む関係機関に報告されていた。数字だけからは、崩壊熱で沸騰する量と何らかの炉心注水量とがバランスしていることが示唆されていた。ところが、15 時 36 分に水素爆発が起き、原子炉水位は正しくなかったことが明白になった。
水位について、東京電力がはっきりと間違いであったと公表したのは、事故の 2 ヵ月後の2011 年 5 月 12 日である。この時は、「1 号機の原子炉水位を測りなおしたところ、それまで公開されていた水位よりもずっと低かった」との報告とともに、それが水位計の基準面器内の水が蒸発していたためとの説明がなされている。
事故の最中及び直後には、水位の数字だけが「測定値」として示されていた。その数字によって多くの関係者が事故の状況を誤認した可能性がある。

140

(2) 直流電源喪失と IC のフェイルセーフ設計に関する情報
事故の進行中、現地から離れたところにいた多くの関係者は「直流電源は生きていて、一定時間（たとえば 8 時間）後に喪失する可能性」と誤認識していた。バッテリーまで水没して、直流電源が失われたと知ったのは、ずっとあとのことである。
規制側組織が「直流電源喪失」について公の場で紹介したのは、2011 年 4 月 4 日ではないかと思われる。このとき、ウィーンの IAEA 本部では第 5 回安全条約（Convention on Nuclear
Safety）レビュー会合が開かれており、その初日 4 日にサイドイベント（条約外のイベント
で条約に加盟していない IAEA 加盟国も参加できる）として、日本から保安院の審議官が福島第一の事故について報告したが、その中で、バッテリーも被水して、プラントパラメータは外から運び込んだバッテリーを用いて取得したことが報告された。安全部会として調査はしていないが、その時期まで保安院もバッテリー被水の状況を知らないでいた可能性がある。
しかしこの時は、１、２、3 号機すべてで直流電源が喪失したとの理解であった。「3 号機
では直流電源が生きていた」との情報が公開されたのは、5 月末の IAEA ミッション来日の時期ではなかったかと思われる。
こうした情報が関係機関に伝わらなければ、事故の分析や事故後の対応は不正確なものになってしまう。
さて、直流電源が（実際は 1 号機と 2 号機だけであって 3 号機は違ったが）失われたと知って、次に関心事になったのは当然のことであるが、「では、炉心への注水は直流電源のない中でなされたか否か」という問題である。事故進展の速さから見て、1 号機は非常用復水器（IC）がほとんど不作動であったと思われており、2 号機は炉心隔離時冷却系（RCIC）が長期間動いていたことが報告されていた。しかし、なぜそうなったかということである。
ずっとあとになって、1 号機の IC は「フェイルクローズ」であったとの情報が公開された。
「たまたま IC が停止していたときに津波が来て IC のラインは閉まった」でも、「たとえ ICが稼動していたとしても、フェイルクローズの設定により、直流電源喪失時に IC のラインは閉まってしまった」でも、事故の進展自体に変わりはない。しかしながら、事故の原因分析などにとっては大違いのことである。こういう大事な情報は早くから共有されるべきである。
(3) 津波来襲前のプラントパラメータ
事故後しばらくの間は、東京電力以外の多くの関係者は、津波で直流電源が喪失したため、プラントデータは事故開始後しばらくの期間得られていないと思っていた。
「津波の前は直流電源が生きていて、弁位置情報を示すことも弁の制御をすることも可能だったはず」であるから、「津波以前には通常の計測系による測定データがあるはず」という推測がなされたのは、
ずっとあとのことである。
これについては、東京電力から保安院に、高い放射線の下、データを取りに行くのが大変であったとの説明があったらしいが、こうした重要なデータがあるということそのことについては、東京電力から保安院に自発的に伝えられるべきであった。
(4) 2 号機の原子炉水位指示値の信憑性
141

2 号機については、RCIC の弁が開いたまま RCIC が稼動し続け、かなり長期間にわたって原子炉水位がほとんど一定の高さに保たれた。これについてはずっと後になって東京電力から、・ 原子炉水位が RCIC 駆動側配管ノズル部にあって、水と蒸気の 2 相流が RCIC タービンを「水車として」回して、炉心に注水していたと考えられること、また、・ 水位測定値について圧力補正をするとぴったりこの高さになっていること、が示された。
本件は、時間はかかったが完全に解決された問題である。ただ、事故後あちらこちらの研究者によってなされた「再現解析」は、こうしたことを理解せずになされた可能性が高い。
(5) 2 号機圧力抑制室付近での衝撃音
3 月 15 日 13 時 00 分現在のプラント状況に関する東京電力のプレス発表では、2 号機の圧力抑制室の近くで、3 月 15 日 6 時 00 分～10 分頃、サイトで衝撃音がしたと報じられた。また、衝撃音に合わせて 2 号機の圧力抑制室圧力も低下した（別情報によれば、ダウンスケー
ルした、のちの資料によれば、圧力指示値が 0.0MPaa を示した）とも報じられた。
この情報は後に完全に否定されたが、事故後しばらくの間は「圧力抑制室に大きな破損口が生じたに違いない」という推定につながり、事故分析に混乱を招いた。
この問題については、7.7 節であらためて記述する。
(6) SPDS の喪失
SPDS（Safety Parameter Display System）は、施設の安全に係る情報を整理してわかりやすく表示するシステムであり、事故時のプラント状態の把握には欠かせないシステムである。
SPDS は前述の ERSS における事故状況の推定にも用いられる。福島第一事故時、SPDS は直流電源喪失で不作動になり、また、後の調査によればデータ送信のための機器も地震動で故障している。
(7) 環境モニタリングの喪失
福島第一周辺での環境モニタリングシステムは、多分電源喪失により、事故後かなりの期間失われた。
（代わりに、モニタリングカーによる測定がなされている。）
一方、福島第二発電所での環境モニタリングシステムは生き残っているし、また、ある期間、航空機による大気のサンプリングもなされている。これらのデータはソースタームの推定等に極めて有用なものであり、活用が期待される。
以上例示してきたように、福島第一事故では、プラントパラメータの計測に関し、また、その関係者への伝達に関し、多くの問題があった。これらの問題に取り組むには、まず、以下のような異なる問題があることを認識する必要がある。
・ 直流電源の喪失で計測不能。これは基本的に計測系の問題ではなく、電源系の問題である。ただし、電源が失われたときの計測については考えておく必要がある。
・ 水位の圧力補正。これは、運転員は理解していること。表示される指示値は実水位とは違うが、故障ではない。
142

・ シビアアクシデント時には水位測定値はあてにならないということ。これは水位計の適用範囲の問題であって、故障ではない。しかし、シビアアクシデント時のプラント状態の把握のためには放置できない問題である。
・ 2号機ドライウェル圧力と圧力抑制室圧力の測定値の乖離。これは、多分、計測系における故障である。

計測系そのものについては、このように問題を分けて取り組むことが必要である。
ただ、同時に大事なことは、事故時の情報伝達のあり方である。上述のように、計測系に係る諸問題には本質的に異なるものがある。しかし、計測の専門家以外には問題の区別がつかない。結果として事故時対応や事故後分析における阻害要因となる。関係者に生データを含む情報を遅滞なく伝達することは当然大事であるが、それがどういう性質の情報なのかを適切に説明することも大事である。
（本節ドラフト担当：阿部、本間）

7.6 事故情報の更新に係る課題
事故の教訓の反映には、まずは「実際に何が起きたか」を正確に把握することが大切である。しかし、事実を正しく認識しなければ対策も的を射ないものになる。福島第一事故について「何が悪かったのか」の論評は数多くなされているが、「実際に何が起きたか」についての記述は決して多くない。東電は、自らの事故調査報告書で事故状況の説明を改訂しているが、規制組織や国、あるいは各事故調は事故そのものについての記述の改訂には不熱心である。
国は、2011 年 6 月に IAEA で開催された福島第一事故に関する閣僚級会合で事故について記述している。しかしながら、多くの重要な事項について、当時はまだわかっていなかった
ことが多かった。加えて、事故直後の混乱の中で書かれたものであったためと思われるが、記述には技術的な分析が不十分あるいは不正確なところもある。
このことは特に国際社会に出てみると深刻である。他国も、福島第一事故に鑑みて原子力
安全について再考を図っているのだが、その中核になっている人でさえ、「福島第一事故で実際に何が起きたか」を正しく把握していないことがある。代表例としては次のような事項がある。
①原子炉に燃料がない 4 号機において、3 月 15 日 6 時 14 分に爆発音がし、その後 4 号機
原子炉建屋 5 階屋根付近に損傷が確認された。これについては、使用済み燃料プール（SFP）内の燃料棒が露出して温度上昇し、ジルコニウム―水反応で水素が発生し、それが爆発したのではないかとの推測もなされた。
②6.7.3 項で紹介したように、2 号機において、3 月 15 日 6 時 00 分～10 分頃に圧力抑制
室付近で衝撃音がし、それに合わせて 2 号機の圧力抑制室圧力も低下した。これは、「圧力抑制室に大きな破損口が生じたに違いない」という推定につながった。

143

これらの情報は現在では既に否定されている。①については、4 号機の原子炉建屋で水素爆発は起きているが、これは 3 号機から流入した水素によるものと推定されている。また、事故期間を通じて、SFP の燃料棒が露出することはなかったと、高い確度で推定されている。
また②については、既に 6.6.3 項に示したように、4 号機の爆発音を誤認したものとされている。しかしながら国外では今でも、4 号機の SFP においては燃料が露出したと思っている
人がいるし、2 号機の圧力抑制室は衝撃音がした時に破損したと思っている人がいる。
どうしてこういう誤認識が続いているのか。事故の直後には、情報の正誤に係わりなく、「爆発」といった重大な状況が生じると、国内外のメディアによって大々的に報道された。
関係者にはその記憶が刷り込まれている。その後、事故状況については多くの見直しがなされたが、それはニュース価値としては低いものとなっている。結果として、国外までは伝わっていないことがある。
以上の 2 例は特に重要かつ顕著な誤りであるが、この他にも憶測でニュースになってしまって、それ以後の分析結果は知られていないものもある。たとえば、- 1 号機では地震動で配管が破断したのではないか？
- 4 号機ＳＦＰは耐震性がなくなったのではないか？
といったものである。こうした誤解については、その後に確認された事実をていねいに関係者に通知していく努力が必要である。
繰り返しになるが、事故時に何が起きたかを正確に把握することは、今後の安全対策を考える上で不可欠である。たとえば、上述②の例については、当初の誤った認識に基づいて、「圧力抑制室で水素爆発が起きたに違いない」、「いや、圧力抑制室気相部は窒素で不活性化されているから、これは過圧破損ではないか」という推論もあった。
「圧力抑制室破損のあとに敷地境界の放射線レベルが著しく高くなっていることから、圧力抑制室プール水による放射能のスクラビング除去能が、想定されていたほど有効でなかったのではないか」との推論にもつながった。これらの推論はすべて誤りであった。
事故そのものを誤認識すれば、事故の原因も誤って同定することになるし、再発防止対策
も的を射ないものになる。本報告書では 4 章、5 章において、最新の知見に基づいて事故の記述をし直したが、これは、今後の原子力安全に係わる人に、少なくとも現時点では最も正確と思われる情報を伝えたいからである。
国内ではもはやこうした誤認識による推論は少なくなったと思うが、国外に正しく伝える
ことも事故を起こした国の責務である。今後は、国、特に、規制委･規制庁によって、「福島第一事故で実際に何が起きたか」を国際的に知らしめる努力がなされることを期待する。
（本節ドラフト担当：阿部）

7.7 PRA、運転経験、安全研究の活用に関する課題
7.7.1 PRA、運転経験、安全研究の関係
確率論的リスク評価（PRA あるいは、確率論的安全評価：PSA）の結果や、運転経験の分析によって得られる教訓、安全研究の成果は、安全設計、安全管理、規制をよりよいものにし144

ていくのに有用な知見を与えるものである。その関係を図 7.7-1（第 1 回セミナーでの資料）に示す。運転経験データや安全研究の成果は、直接的に設計、管理、規制に有用なものもあるし、また、PRA の基盤情報となるものもある。代表的な例を挙げれば、機器等の故障率のデータはレベル 1 PRA にとって、シビアアクシデント時に起き得る現象についての知見や地震の発生メカニズムや地震動距離減衰にかかる知見は、レベル 2 PRA や地震 PRA にとって、それぞれ不可欠の情報である。
PRA、運転経験、安全研究から得られる知見は、福島第一の事故の前もより適切に活用されるべきであったし、事故のあとでは、事故の反省も踏まえて、より適切かつ広範に活用されるべきである。

図 7.7-1 PRA、運転経験、安全研究の活用プロセス

7.7.2

PRA

PRA の手法は、シビアアクシデント（SA）のシナリオを系統的に分析して SA の発生頻度やソースターム、健康影響等を定量化するとともに、それはの寄与因子を同定する手法であり、SA 対策に有用である。図 7.7-2、図 7.7-3（第１回セミナーでの資料）は PRA の手法を示しており、PRA がこのようなものであることは原子力安全の関係者によって広く理解されている。
図 7.7-2 は、機器の故障が、機器に内在する原因（内的な誘因事象）によっても機器の外部から与えられる衝撃（外的な誘因事象）によっても起きること、また、機器の故障・損傷の中には、事故の発端となる事象（Initiating Event：IE）になるものもあるし、停止系や炉心冷却系等、炉心溶融を防止するための安全系の機能喪失につながるものも、格納容器冷却系統等、格納容器破損を防止するための安全系の機能喪失につながるものもあることを示している。そして、IE と安全系の機能喪失が炉心溶融や格納容器破損につながることを示している。
図 7.7-3 は、格納容器が破損するような重大な事故によって公衆が健康影響を受けるまでのシナリオを示している。そこでは、放射性物質が環境中に放出されること（その核種と量を「ソースターム」と呼んでいる）、放出された放射性物質は気象条件に左右されながら環境中を移行していくこと、公衆のひばく線量は避難や退避といった緊急時対策の成否によって異なること、最終的には被ばく量から公衆の放射線影響を評価することになることが示され
ている。
145

この 2 つの図と、福島第一で実際に起きたことを比べてみれば、PRA の全体としての考え方が、シビアアクシデント時にプラントの中で、あるいは敷地の外で起きるであろうことをいかに正確に予測していたかが理解されよう。
PRA の発想は、1975 年に公表された米国の「原子炉安全研究（Reactor Safety Study：RSS）」)
によって確立したものであるが、先駆者の炯眼である。
なお、福島第一事故の後では「ストレステスト」の手法も国際的に多用されているが、これも問題によって有用な手法である。

図 7.7-2 PRA の手法（その 1）

図 7.7-3 PRA の手法（その 2）146

さて、PRA の方法論そのものは、全体として、福島で起きた多くの出来事をその通りに予測していた。しかし、個々の現象・事象の予測性や定量性は必ずしも高くない。これについては、規制委の新安全基準の検討の過程で、阿部が次のようなコメントを規制委に送っている 7-6)。
（以下、参考資料 7-6）からの抜粋）------------------------------------------------------PRA の精度はどうかと言えば、私は以前から、PRA の最大の不確実さ要因として次の 3 項を挙げています。
①
外的事象のハザードの不確実さ②
シビアアクシデントの進展の不確実さ③
運転員のマインドセット
このうち①については、最近なされた評価の例を挙げておきます。3 月 11 日の地震・津波の後に JNES 耐震部が公表した資料からの抜粋です。
津波ハザード評価結果は、設計津波水位の設定に有用情報を与える。
・ 3.11 津波の知見を考慮したハザードでは、同津波の再現解析による水位（約 19m）を超える頻度は 1.5×10-3 程度（約 670 年に 1 回）である。
・ 同様に、想定津波水位（約 5.7m）を超える頻度は 8.0×10-3 程度（約 125 年に 1 回）である。
・ 3.11 以前の情報に基づく場合では、想定津波水位（約 5.7m）を超える頻度が 3.0×10-3程度（約 330 年に 1 回）である。
この結果は、歴史津波データを単純に統計処理した場合は、津波データ 1 件が加わればハザードが大きく異なることを示しています。ここで、「もし 3 月 11 日の津波の前にあのような高い津波の発生頻度を専門家が寄ってたかって評価したとすると、」その結果は専門家個人の判断で大きく異なったのではないでしょうか。
②については、シビアアクシデント時に起きる可能性のある個々の現象・事象については多くの場合何らかのモデルがあるのですが、複数の現象・事象が同時にあるいは前後して起きたらどうなるかなどについてはほとんど想像に頼っているはずです。また、見逃しや考え落としもあると思われます。
たとえば、「格納容器から漏洩した水素が原子炉建屋に流出してそこで爆発」も、「3 号機で生じた水素が 4 号機原子炉建屋に漏洩してそこで爆発」も PRA ではモデル化されていませんでした。
「2 号機の圧力抑制室で爆発音がして圧力抑制室の圧力がゼロになった」時
には多くの関係者は 2 号機の圧力抑制室が破損したと誤解しました。どれも、私たちの想像力が不十分であった証拠です。
PRA は元々、シビアアクシデントはどのくらいの発生頻度で起きそうか、シビアアクシ
デントに至る事故シーケンスで重要そうなのはどれか、シビアアクシデントが起きたときには事故はどのように進展しそうか、といった問題について「おおまかに」示すためのものです。PRA の結果そのものは規制の直接対象にはしにくいものです。

147

③も大きな不確実さ要因と思いますが、私はこの分野では十分な知識がないのでコメン
トいたしません。
------------------------------------------------------PRA の結果を原子力施設の安全対策や規制に用いるには、このような大きな不確実さがあることを常に意識することが必要である。特に、歴史津波・歴史地震等の経験データを設計基準に反映することは当然必要だが、それを超すハザードがあり得ることを考慮して対策を考えておくことが必要である。
次に、わが国における PRA の実施と活用の状況であるが、これまでなされてきた PRA は、
ランダム事象と地震だけである。福島第一の事故は地震と津波によるものであるが、主たる影響因子は津波である。原子力発電所のリスクの全体像をとらえるには、津波、火災、テロ等、外的事象を広く対象としての PRA（Individual Plant Examination of External Events：
IPEEE）の実施が必要である。
PRA は、もちろん、実施するだけでなく、その結果を、設計・運転・規制に活用することが大事である。日本は米国に倣って、個々のプラントについての PRA（Individual Plant
Examination：IPE）を実施してプラント特有のリスク寄与因子を同定し、それに基づいてアクシデントマネジメントを整備した。しかし、重要な違いは、米国では「IPE はまず内的事
象（ただし、外的事象のうち内的浸水を含む）だけを対象として開始された」のに引き続いて、「外的事象（内的火災、強風、外的浸水、地震等）を対象としての IIPEEE）も・・・1990
年に開始されたのに対して、我が国では、地震を除けば、IPEEE がなされなかったことである。PRA によるリスクの定量化は部分的にしかなされていなかった。
これは研究者の問題でもある。研究者は慣れ親しんだ手法の詳細化には取り組んでも、新しい分野に挑戦しようとしない。事業者、規制当局、安全研究者の不作為により、地震以外の外的誘因事象がもたらすリスクは評価されないままに福島第一事故に至っている。

7.7.3

運転経験分析

1979 年の米国スルーマイル島（TMI）2 号機でのシビアアクシデントを契機として、原子力プラントで現実に起きている異常事象（運転経験）の経験を系統的に収集･分析･評価して、そこから得られた教訓を規制や運転にフィードバックすることが重要であるということは、
国際的共同認識になっている。国際機関の活動としても、産業界では INPO、WANO が運転経験分析を続けているし、IAEA では事象報告システム（Incident Reporting System：IRS）の活動、OECD/NEA では原子力規制活動委員会（CNRA）傘下の運転経験ワーキンググループ（/WGOE）
等の活動が継続されている。
しかし、事象の重要性は的確に把握されてきたか、また、事象分析の結果として適切な対応が採られてきたかについては疑問も残る。福島第一の事故を見たときに、このような活動が形骸化していなかったかという反省がある。
CNRA では、10 年程前のことであるが、当時の議長（ラクソネン氏）が、「IRS 報告書は、
148

事象の内容以上に、採られた対応について書くべし」と強く主張した。そして、当時は原子力施設安全委員会（CSNI）の下にあった WGOE を、CNRA の下に移してしまった。分析よりも実際の対応が大事という認識によるものである。
福島第一次この主たる原因となった津波についても、幾つかの前兆事象があった。1999 年には、フランスのルブレイエ炉で、高潮と河川の増水の重畳に夜による浸水事象が起きている。2004 年には、スマトラ沖での大地震時に、インドのマドラス炉で浸水事象が起きており、この事例については、我が国では産業界も規制側もその分析をしている。そして、これは運転経験ではなく安全研究であるが、我が国はまた、IAEA に特別拠出金を提供して津波ハザー
ドの知見をまとめる国際プロジェクトも実施している。しかしながら、そうした知見が実プラントに反映されることはなく、事故の防止につながらなかった。
ある国際会合で、IRS の議長からは、「運転経験の反映が重要なのは誰も認識しているが、実際には情報の分析・共有はしても対策の実施（Implementation）はしていない」との指摘があり、参加者からも強い同意が示された。運転経験は学習するだけで終わっている傾向があるのではないかと思われる。学習するだけでなく、教訓を実際の規制に反映することまでしなければならないということを、もう一度思い返すことが大事である。
わが国では、スリーマイル事故の後、「わが国ではこういう事故は起きない。なぜならば、わが国の安全管理ははるかに高いレベルであるから。」と言ってきた。チェルノブイリの事故の後は、「わが国ではこういう事故は起きない。なぜならば、わが国の原子力発電所は異なる設計であるから。
」と言ってきた。他国の事例に謙虚に学ぶ姿勢に欠けていた。
今福島第一事故に関する国際会議に出ると、ほとんどの国が「我が国では福島第一のような事故は起きない。なぜならば、・・・」と言っている。本音とは違って、公式な言い回しに過ぎないのであろう。わが国としては、事故を起こした国の責任として、何が悪かったのか、
今後どうすべきかを、繰り返し、正確に国際社会に伝えていくことが必要である。

7.7.4

安全研究

原子力安全研究は、科学的・合理的な安全対策や規制のためのものであり、それによって原子力施設の安全が確保されることを目的としている。しかしながら、これまでの安全研究の中には「役立つ」とは能書きだけであって、「研究のための研究」であって、実際には必ずしも役に立たなかったものもあるのではないかと思われる。
ただ、この問題の背景を考えると、実物の安全と安全研究の間に大きな矛盾があることがわかる。
安全は弱い部分をなくすことが最重要である。”A chain is no stronger than its weakest
link.”（鎖の強さはその一番弱い環の強さである。
）という言葉がある。福島第一の事故は、津波に対する防護が弱かったことによる。
一方「研究」はと言えば、’”Something new”（何か、これまでにはなかった新しいもの）がない限り、研究成果として認められない。研究の広さはなくとも、高さにおいては「世界で一番」でなければならないのである。勢い、研究者は自分の「一番強いところを更に強め
149

る」ような研究に走ることになる。あるいは、研究者によっては、厳しい言い方になるが、先人のやったことをほんの少し変えて得た結果を、”Something new”であるとして発表したりするだけである。
原子力安全規制にとっての課題は山ほどある。従って、研究課題も山ほどある。ただ、その多くは、単一の技術で解決できる課題ではない。複数の技術を合わせて解決しなければな
らないものばかりである。
本報告書では、津波に対する防護について、津波の専門家が作った津波予測式について、
原子力安全の専門家が加わっていないことを指摘した。産業界と規制当局の意見交換が必要であることも指摘した。研究者と実務者の交流も大事である。
狭い専門に閉じこもることなく、研究者が他の分野の専門家との交流を深めて、より大事な研究テーマに取り組んで欲しい。そして、そういうプロセスを通じて、安全研究者が、潜在的問題を見つけて警鐘を鳴らすことを期待したい。
セミナーにおいては、安全研究の弱体化と、それによる技術基盤の喪失の問題も論じられた。
「安全研究自衛隊論」というのがある。極端に言えば、安全研究は普段は役に立たなくて良い、事故時に役に立てばいい、というものである。即ち、福島第一での事故のような重大な事故が起きたときに、あるいはそれよりマイナーであっても何か複雑な事象が起きたときに、安全研究に従事している一定規模の研究者がいて、研究の実施を通じて得られる専門知
見で規制当局を支援することこそが一番必要なことというものである。
実際、福島第一事故の最中に、あるいは事後に、事故の分析をし、事故対応に必要な技術的助言をしたのは、JNES や JAEA の職員、中でも、スリーマイル島やチェルノブイリの事故のあとにシビアアクシデント研究や PRA 研究に従事した人たちである。原子力利用を進める
上で、様々な関連技術分野それぞれに、一定の人数の専門家がいることは不可欠である。
しかしながら、原子力の専門家の数は顕著に減少している。そして、それとともに、原子力の技術基盤全体が揺らいでいる。原子力関係機関は当然こうした状況を憂慮しており、たとえば保安院はその設立以降、基盤の維持に係る検討を続けてきたし、最近では日本原子力学会が「軽水炉に係る基礎基盤研究の検討特別専門委員会」を設置して基盤技術の維持に提言することを図っている。
安全を担保するのは、最後は人である。安全研究が、適切なテーマについて適切な規模で継続的に実施され、結果として高い技術能力を有する人が常にいる。それが、今後原子力利用を続ける上での条件である。
（本節ドラフト担当：阿部）7章参考資料7-1) 原子力安全委員会、「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」、平成２年８月
30 日
1507-2) NEA, 「Strategic Aspects of Nuclear and Radiological Emergency Management」, OECD,
Paris, France, 2010 年
7-3) 原子力災害対策本部，「原子力安全に関するＩＡＥＡ閣僚会議に対する日本国政府の報告書－東京電力福島原子力発電所の事故について－」，平成 23 年 6 月
7-4) 木名瀬ら，「福島第一原子力発電所事故後の水道水摂取制限による乳児の回避線量評価」，
日本原子力学会和文論文誌，10(3), 149-151, 2011 年
7-5) 厚労省・水道水における放射性物質対策検討会，「水道水における放射性物質対策，中間とりまとめ」，平成 23 年 6 月
7-6) 阿部清治、「安全基準第 5 回会合資料へのコメント」、原子力規制委員会、2012 年 12 月 4日

8. まとめ原子力安全部会では、８回にわたる福島第一事故に関するセミナーを公開で開催することを通じて、福島第一事故に関する情報を共有し、議論を進めてきた。原子力安全を専門とする本部会員は、多くが何らかの形で福島第一事故の当事者であるからこそ、専門家集団としての学会の場を通じた深い議論を進めることが可能になったと考えている。
「福島第一事故に関するセミナー」（以下、「セミナー」）、では具体的な検討対象を定めて議論を進めたが、個別的な事故
事象に共通する課題や背景となる問題点の整理を進め、当事者としての反省に基づいて、安全確保のための課題を抽出してきた。
ここでは７章での課題の詳細な検討をふまえて、総合的なとりまとめを行う。
原子力施設における安全確保の目的は、人と環境を放射線による被害から守ることである。
そのために十分な余裕を持った設計基準を設定すべきである。原子力発電プラントは最も複雑な巨大人工システムであって、その安全を確保するために全体俯瞰を行う意識的な努力が必要である。即ち、複雑なシステムを設計し運用するために必要な専門科学技術領域の間にいったん抜けがあれば、システムの弱点をもたらし、事故の起点となりうるものと考えらえる。
原子力安全確保のためにこれまでに掲げられてきた考え方や方法論のうち、福島第一事故を踏まえて、新たに変更を加えるべき事項を提示することに加えて、変わるべきではない原則を明らかにすることが重要である。
（１）深層防護による安全確保
深層防護は、福島第一事故後も変わることのない安全の原則である。
設計基準事故を超えるシビアアクシデントのリスクは認識されており、アクシデントマネジ
メント（AM）策が整備されていた。福島第一事故では、自然現象、特に津波に対して十分な防護がなされていなかったことが明らかとなった。設計条件を超えた自然現象は、一度に複数の機器等に対する共通原因故障を引き起こしうる。たとえ発生頻度が低い事象であったとしても、いったん起こってしまえば大きな被害をもたらす招くクリフエッジが存在している。
福島第一では、設計のために想定されていた規模を超える津波によって、安全のための機能
151を有する多くの機器等が共通して機能を喪失し、その結果として炉心の溶融と大量の放射性物
質が環境中に放出されることとなった。
自然現象に伴うシビアアクシデントのリスクが、ランダム事象によるリスクに比べて大きい
ことは、地震については福島事故以前に地震 PRA によって示唆されており、耐震指針の強化がなされた。しかし、外的誘因に対処する設計基準が不十分であった点、注水・冷却系の多様性、
AM 策の実効性、緊急防護措置の実施等の多くの課題があったことから明らかなように、深層防護の各層を独立して完備できていなかった。このような安全確保に関する基本原則に反する状況を許したことは、痛恨の極みであり、原子力安全にかかわるものとして最も反省すべき点であろう。
一方、福島第一以外の被災した原子力発電所では、津波によるリスクを回避するための意図をもって敷地高さを決定する、新たな知見に基づいて防護すべき津波高さを順次見直すなどの対策をとっていたことが、結果としてシビアアクシデントを回避することにつながっている。
もう一つの重要な指摘は、設計基準津波の基盤となるリスクについて、専門分野間の共通認識を得るためのコミュニケーションが不足していた点である。これは原子力安全を確保するという目標を共有していなかったことと言い換えることができよう。原子力安全の側から、津波に関する専門家に対して、設計基準ハザードを定量的に示しこれに対応する津波の高さ等についての深い情報交換を進め、これに基づいた基準の改訂等を進めることが必要であった。
（２）シビアアクシデント対策とその実効性の確保
自然現象に対する防護レベル設定とこれに基づく安全対策の実施には、いくつかの困難さが伴っている。設計基準を超えて、シビアアクシデントの領域に至ったとしても、起りうるシナ
リオを網羅しておくことは困難であると言わざるを得ない。このためには、可搬式設備などで柔軟性、融通性をもった対応が効果的であるが、一方で多様な AM 策を進めるために、組織と人間に高度な判断力と統率力が必要となる。
シビアアクシデントが実際に起こっている状態での AM 策には、多くの実施上の困難さが伴うことも明らかとなった。高い放射線環境での様々な作業には時間的空間的制限があり、運転員には制御室での居住性にも大きな制約がもたらされた。さらに AM 策として用意されていたものの中には、実際の事故条件下で必ずしも容易に実施できないものがあった。今後、シビアアク
シデントの影響を緩和する対策を強化するべきであるが、シビアアクシデントに至らないようにする対策を強化することこそ重要であることを指摘したい。
深層防護が原子力安全の原則であるためには、オンサイト、オフサイトを含めた多重、多段の安全確保がなされることに加え、AM 策の実効性を確保するための方策の検討、およびそれらの不断の見直し等の多くの因子を有機的に結び付けることが必要である。
（３）原子力防災
福島第一事故直後の緊急時対応では、多くの混乱があった。
一方、緊急防護措置の実施は予測システム（ERRS+SPEEDI）による勧告ではなく、プラントの状態に基づいて、3、10、20 km と避難区域を順次拡大されていったこと等により、結果的には
152

避難・屋内退避の実施は効果的な対応となった。
緊急防護措置の実施は、IAEA の防護戦略を尊重するべきであり、十分な事前準備が必須である。この国際基準は、スリーマイルアイランド原子力発電所事故、チェルノブイリ原子力発電所事故等の過去の経験に学んで制定されてきた。このような事故の分析に基づく基準化こそ、最も尊重されるべきである。
緊急時管理では、最終目標である住民の健康を護るため、時間軸に応じた責務の明確化が重要である。段階的な指揮命令系統、役割分担の明確化が必要であって、緊急時管理と運営の確
立、緊急防護措置の実施、公衆への指示と警報の発令のためには、情報を集めて専門家が判断を行うとともに公衆への情報提供を行う双方向的なクライシスコミュニケーションのスキームが重要である。
（４）今後の安全研究
深層防護による安全確保は、発生可能性のあるあらゆる誘因事象を考えることが必要である。
さらにリスクに基づいて、全体像の把握を行うことによって、機器の設計に対する要求を示すのみならず、設備の維持管理、事故時の的確なマネジメントを進める必要がある。
全体像把握のための確率論的リスク評価手法（PRA）は、福島で起きた基本的な個別の事象進展を明らかにすることが可能である。しかしこれまでの PRA はランダム事象についてのリスク評価の他は、特定の誘因事象としては自然現象として地震のみが対象となってきた。津波については、地震随伴事象とされてしまったことから、具体的な津波の影響や事象進展が地震とは全く異なるにも関わらず、具体的なシナリオの構築が進まなかった。津波、火災、テロ等の外部事象を誘因とする安全研究へも課題を広げる必要がある。なお、この観点からは、安全研究と並んでセキュリティに関する深く広い研究も重要な課題である。難しいが取り組む必要がある。
研究を実施する者は、自らが得意とする分野を深めようとするものである。一方、安全は多くの分野・領域の隙間から破綻すると考えられる。俯瞰的な視点を維持して、研究計画を立案し、その成果を生かすことが重要である。原子力安全の目標を達成するためにあるべき姿を議論し、現在の技術を直視することによって、取り組むべき俯瞰的な技術課題のマップを準備する。さらに、これらの課題解決のために短期的視点のみならず中長期的なロードマップを提示してゆくことは、安全研究の本質であり、継続的改善を進めるための基盤となる。
安全研究では新たな科学技術的知見に関する議論に基づいて、潜在的にある問題を指摘し、警鐘を鳴らすことが期待される。これらのために産学官は、多様なレベルでの情報交換や議論を通じて、安全研究を進める義務を有する。
（５）原子力安全規制のあり方

原子力安全を達成し、国民からの信頼を得られる安全規制を進めるための基本要素として、
科学的合理性を確保することが枢要である。リスクに基づいて資源を割くグレーデッドアプロ
ーチは、規制のみならず事業者にも要求される。リスク情報の活用によるリスクインフォーム
153ド規制が採用されるべきであり、個々のリスクを詳細化することよりも、他の有意なリスクや大切な対策に抜けがないかを検討できるよう、総合的な判断が必要である。
このためには、規制基準の性能規定化を行い、規制上の要求事項は規制当局が自ら定め、それを達成する詳細規定は学協会規格を厳格にレビューした上で活用することが有効である。産学官が協力することと規制が独立性を保つことは、同時に達成されるべきものである。
これまで述べてきたように、危機管理能力を有し、総合的な規制での意思決定に必要となる知識基盤を継続的に収集評価するためには、規制における専門家人材評価と育成の制度や人事制度を含む国としての基盤が確立されることが重要であることを改めて指摘しておく。
（６）多様な局面・場面に共通するコミュニケーションは安全の本質
コミュニケーションは、以上に述べた多くの課題に共通する因子である。
原子力学は総合的な科学技術であり、巨大で複雑な原子力プラントを対象とする。確率論的
安全評価のためのリスク評価には、異なる領域間のコミュニケーションとこれらに基づいた工学的判断が要求される。津波高さの設定での本質的な情報交換と議論の不足にみられるように、
原子力安全のためには、専門分野間の共有されるべき基盤的共通認識が必要であり、原子力安全の専門家はコミュニケーションを率先する役割を担わなければならない。
原子力安全の目標達成のためには、専門家間や事業者と規制当局間の相互の情報交換が必須である。さらに緊急時における国の各省庁、警察や消防、自衛隊を含む防災に関連する機関、地方自治体と住民、さらにマスメディアを含む異なる組織や集団とそこに属する人間の間に、
時間スケールに応じた情報伝達や双方向の情報交換の手段をあらかじめ検討し、訓練等で確認することが必要であろう。
（７）原子力安全部会の責務
原子力安全確保のための基本的考え方を示し共有することは、原子力安全部会の責務である。
深層防護に基づく安全確保は、福島第一事故後もやはり重要であり、科学的・合理的規制を行い、継続的な改善を被規制者と規制者の双方が進めるべきである。これらの基盤をなすのは産学官の協力であって、規制の独立性を確保するための基盤でもある。形骸化した規制であってはならない。これらを支える安全文化でさえ、具体的な行動に移そうとマニュアル化すると同時に形骸化の危惧が生ずる。
学会は、広く意見を集め、最新の知見を集約する場であって、規制者と被規制者（事業者）
を含む多様性をもった産学官からの構成員の参画を得ている。産学官とこれをとりまくさらに多彩な関係者とのコミュニケーションを通じ、相互の信頼関係を構築してゆくべきである。
平成 25 年 3 月現在、原子力規制委員会から新しい安全基準の骨子案が示されている。広く関係者が各々責任を持つ主体として、プロアクティブな意識を持って行動することが望まれる。
また国際的な議論や策定基準を取り込むとともに、福島第一の事故の当事者として、本報告書で掲げた多くの重要な論点を国際社会に発信し、議論を促してゆかなければならない。
154

原子力安全部会は、リスクにどう対処するかの行動基準を論じ、本質を見極め、必要なものを取り出すことによって原子力安全の目的を達成し、これに係る様々な活動を実効的とするため、原子力の広い分野に横串を指す責務を果たしてゆく。
（本章ドラフト担当 関村）

9. おわりに2011 年 3 月 11 日の東北地方太平洋沖地震と津波、そしてそれに伴う福島第一のシビアアク
シデント以降、既に２年が経過した。これまでに国内外の各機関で、この事故の分析が進められ、多くの教訓や提言がまとめられその中のいくつかのことは既に実行に移されつつある。独
立した新しい組織である原子力規制委員会と原子力規制庁が発足し、原子力災害対策指針の策定やシビアアクシデントを規制の要件とするべく新しい安全基準の骨子を策定しつつある。事業者においては、緊急安全対策を進めストレステストでその安全対策の評価と効果確認を行う
と共に、旧原子力安全・保安院報告書で提言された対策など、安全確保に向けた改善対策が継続して進められている。
原子力学会・原子力安全部会は福島第一のシビアアクシデントを振り返り、原子力安全の専門家や当事者として、この事故を分析・評価するために、2012 年 2 月に「福島第一事故に関するセミナー」（以下「セミナー」）を立ち上げた。約一年にわたる計８回のセミナーでは、メーカーの設計者、運転者、安全規制や安全研究に携わった者たちが、改めて事故を振り返り、自らの反省と今後の課題を提示した。その内容は、外的誘因事象の想定の不十分さ、深層防護設
計の不十分さ、円滑なコミュニケーションの不足や原子力災害への対応の不備など多岐にわたるものであった。またこれらに対する参加者との意見交換では多くの質問・意見が出され、参加者の関心の高さが示された。議論の過程では、シビアアクシデント対策として何を考えてどう対策してきたか？何が不足していたか？現場の人たちが何を考えてどう対応したか？何が困難であったか？原子力以外の技術者たちは原子力をどう感じたか？規制側としての注意事項は何か？等、極めて重要なことが語られた。
このような貴重な内容を是非記録として残し今後の原子力の現場に携わるものは勿論、他の多くの人たちに読んで頂いて、福島の事故をより一層正確に理解して頂くと共に、今後、本報告書の内容がそれぞれの関係機関における活動において活用され、関係者の協力と努力により、これまでの各種事故調査報告書と相俟って、原子力発電の安全水準の向上に貢献されることを期待する。
最後に、本セミナーを企画しその準備運営にご苦労頂いた皆様、資料作成と講演をして頂いた皆様、毎回本セミナーに参加し熱心に議論し貴重なご意見を頂いた皆様に心からお礼申し上げる。
（本章ドラフト担当：新田）

155

156

付録１

略語集

AM

Accident Management

アクシデントマネジメント

AMG

Accident Management Guideline

アクシデントマネジメント策

CAMS

Containment Atmospheric Monitoring
System

格納容器雰囲気モニタ系

CS

Core Spray System

炉心スプレイ系

CST

Condensate Storage Tank

復水貯蔵タンク

D/G

Diesel Generator

非常用ディーゼル発電機（EDG と同じ）

DD-FP

Diesel Driven Fire Pump

ディーゼル駆動の消火系ポンプ

DW

Dry Well

EDG

Emergency Diesel Generator

EECW

原子炉格納容器内の圧力抑制プール(WW)を除く空間部
非常用ディーゼル発電機（D/G と同じ）

Emergency Equipment Cooling Water
System

非常用ディーゼル発電設備冷却系

EOP

Emergency Operation Procedure

事故時運転操作手順書［徴候ベース]

FP

Fission Products

核分裂生成物（放射性物質）

FP

Fire Protection System

消火系ライン

HPCIHigh Pressure Coolant Injection
System

高圧注水系

HPCS

High Pressure Core Spray System

高圧炉心スプレイ系

IC

Isolation Condenser

非常用復水器INESInternational Nuclear and

国際原子力事象評価尺度

Radiological Event Scale

LOCA

Loss of Coolant Accident

原子炉冷却材喪失事故

LPCI

Low Pressure Core Injection System

低圧注水系

M/C

Metal-Clad Switch Gear

高圧電源盤

MCCI

Molten Core Concrete Interaction

溶融炉心－コンクリート反応

MSIV

Main Steam Isolation Valve

主蒸気隔離弁MUWC

Make-Up Water System

復水補給水系

P/C

Power Center

低圧電源盤

PCV

Primary Containment Vessel

格納容器

PRA

Probabilistic Risk Assessment

確率論的安全評価

RCIC

Reactor Core Isolation Cooling System 原子炉隔離時冷却系

RHR

Residual Heat Removal System

残留熱除去系

RHRC

RHR Cooling Water System

残留熱除去冷却系

RHRS

RHR Sea Water System

残留熱除去海水系

RPV

Reactor Pressure Vessel

原子炉圧力容器

S/C

Suppression Chamber

圧力抑制室（WW、S/P と同じ）

157

S/P

Suppression Pool

圧力抑制プール（WW、S/C と同じ）

SBO

Station Blackout

全交流電源喪失

SFP

Spent Fuel Pool

使用済み燃料プール

SGTS

Stand-by Gas Treatment System

非常用ガス処理系

SRV

Safety Relief Valve

逃し安全弁

TAF

Top of Active Fuel

有効燃料棒頂部WW

Wet Well

圧力抑制プール（S/P、S/C と同じ）

158

付録２

報告書作成貢献者

平成 24 年度 原子力安全部会 部会長、副部会長、幹事、常時参加者、執筆協力者 名簿（50 音順、敬称略）
部会長

阿部 清治

（独）原子力安全基盤機構

副部会長

関村 直人

東京大学

新田 隆司

日本原子力発電（株）

猪野 正典

（株）東芝

岩城 智香子

（株）東芝

梅澤 成光

三菱重工業（株）

浦田 茂

関西電力（株）久保 稔（独）日本原子力研究開発機構

中村 武彦（9 月就任）

（独）日本原子力研究開発機構

更田 豊志（9 月退任）（独）日本原子力研究開発機構

久持 康平（株）日立 GE ニュークリア・エナジー

本間 俊充（独）日本原子力研究開発機構

松井 務

中部電力（株）松岡 伸吾

日本原燃（株）宮田 浩一

東京電力（株）村松 健

東京都市大学田中 隆則（財）エネルギー総合工学研究所

宮野 廣

法政大学

守屋 公三明（株）日立 GE ニュークリア・エナジー

執筆作成

加藤 浩介

東北電力（株）

協力者

川本 敦史

東京電力（株）

櫻庭 達幸

東北電力（株）戸村 典章

日本原子力発電（株）

長澤 和幸

東京電力（株）藤井 康充

関西電力（株）

幹事

常時参加者

159

ドラフト執筆担当者名簿（敬称略）
1. はじめに阿部 清治

2. 福島第一事故についてのセミナー開催経緯
2.1 福島第一事故についてのセミナー開催経緯

阿部 清治、村松 健

2.2 主要用語の説明

阿部 清治

3.

福島第一発電所原子発電所施設の安全設計の要点

3.1 発電所の安全設計

守屋 公三明3.2 耐震設計及び津波評価

守屋 公三明4.

戸村

東北地方太平洋沖地震によって生じた津波と津波想定に関わる経緯

典章、長澤

和幸、

宮田 浩一

5. 福島第一発電所原子力発電所の事故の概要
5.1 地震と津波による被害

宮田 浩一

5.2 福島第一１号機原子炉

宮田 浩一

5.3 福島第一２号機原子炉

宮田 浩一

5.4 福島第一３号機原子炉

宮田 浩一

5.5 使用済み燃料プール

宮田 浩一

5.6 福島第一５、６号機原子炉

宮田 浩一

5.7 放射性物質放出量評価

宮田 浩一

5.8 事故時の資機材物流状況

川本 敦史

5.9 事故時の防災対策

本間 俊充

5.10 事故に対する INES 評価

阿部 清治

6. 福島第一原子力発電所以外の発電所で起きた事象の概要
6.1 福島第二原子力発電所の状況

長澤 和幸

6.2 女川原子力発電所の状況

櫻庭 達幸、加藤 浩介、

6.3 東海第二発電所の状況

戸村 典章

6.4 各発電所で起きた事象の比較分析

藤井 康充、阿部 清治

7. 事故で明らかになった課題
7.1 深層防護の観点からの課題の整理

阿部 清治

7.2 安全設計とアクシデントマネジメントに関する課題

守屋 公三明7.3 安全規制に関する課題

阿部 清治

7.4 原子力防災に関する課題

本間 俊充

7.5 事故時の協力･連絡に関する課題

阿部 清治

7.6 事故情報の更新に係る課題

阿部 清治

7.7 安全研究、運転経験反映、PRA の活用に係わる課題

阿部 清治

8. まとめ関村 直人

9. おわりに

新田 隆司

報告書取り纏め松井 務
160

「福島第一原子力発電所事故に関するセミナー」報告書
何が悪かったのか、今後何をすべきか
2013 年 3 月 22 日 初版 第 1 刷発行
定価 １、０００円

本体：９５２円＋税

発行所 社団法人 日本原子力学会（〒105-0004）東京都港区新橋 2-3-7（新橋第二中ビル 3 階）
電話 (03)3508-1263 ; FAX (03)3581-6128
印刷 ニッセイエブロ株式会社（〒105-0004）東京都港区新橋 5-20-4© 2013 Atomic Energy Society Japan\1、000E161

本体:952E＋税［メモ：裏表紙］© 2013 Atomic Energy Society Japan￥１、０００円

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本体：９５２円＋税