平成２５年（ワ）第３０５３号，同２６年（ワ）第６４９号
原 告

萩原

ゆきみ

外１４３名

被 告

国，東京電力株式会社

準備書面（８）—シビアアクシデント対策—

平成２６年１１月６日

京都地方裁判所

第７民事部

合議Ａ係

御中

原告ら訴訟代理人弁護士

同

1

川

中

田

辺

宏

保

雄

［ 目 次 ］
第１はじめに ....................................................................................................... 6

第２シビアアクシデント対策について ................................................................. 8

１

定義........................................................................................................................ 8（１）

シビアアクシデント（過酷事故） .................................................................... 8（２）

設計基準事象 ................................................................................................... 8（３）

アクシデントマネジメント（過酷事故対策） ................................................... 9ア

アクシデントマネジメント（過酷事故対策）とは ................................................. 9イ「フェーズⅠ」，「フェーズⅡ」............................................................................ 10（４）

シビアアクシデントの原因事象 ...................................................................... 11（５）

PSA（確率論的安全評価）............................................................................. 13

ア

PSA（確率論的安全評価）とは............................................................................ 13イ

PSA の実施手順 ................................................................................................... 13

ウ

PSA 結果の利用方法 ............................................................................................ 14（６）

シビアアクシデント対策の対象—全交流電源喪失事象（SBO） ....................... 15ア

全交流電源喪失事象（SBO） ............................................................................... 15

イ

SBO 対策.............................................................................................................. 16（７）

津波対策とシビアアクシデント対策 ............................................................... 17

２

日本のシビアアクシデント対策（甲 C２参照） ..................................................... 18（１）原研，動燃らによる研究 ................................................................................... 18（２）安全委員会 ........................................................................................................ 20
ア

共通問題懇談会の設置と安全委員会決定.............................................................. 20

イ

共通問題懇談会報告書より外部事象 PSA が排除された原因 ............................... 21（ア） 共通問題懇談会での議論 ............................................................................... 21（イ） 行政訴訟への影響 .......................................................................................... 242

（ウ） 説明の困難性 ................................................................................................. 24（エ） 小括 ............................................................................................................... 25（３）通商産業省 ........................................................................................................ 25
ア

公益事業部長通達の内容 ...................................................................................... 25

イ

公益事業部長通達が修正された経緯..................................................................... 27（４）被告東京電力..................................................................................................... 28
ア

共通問題懇談会における報告 ............................................................................... 28

イ

通達を受けての被告東京電力の AM の整備 ......................................................... 29

ウ

地震等の外的事象に対する東電の対策 ................................................................. 29（５）

福島第一原発事故時の被告東電のシビアアクシデント対策 ............................. 31

ア

電源喪失対策 ........................................................................................................ 31

イ

消防車による注水・海水注入策の未策定.............................................................. 31

ウ

緊急通信手段 ........................................................................................................ 31（６）

福島第一原発事故後のシビアアクシデント対策に関する総括.......................... 32

ア

原子力安全委員会 ................................................................................................. 32

イ

原子力安全・保安院 ............................................................................................. 33

ウ

被告東京電力 ........................................................................................................ 35（７）

小括—日本の SA 対策（規制）の問題点 .......................................................... 35３

全交流電源喪失事象（SBO）対策 ......................................................................... 36（１）海外の SBO 対策 ............................................................................................... 36（２）日本の SBO 対策 ............................................................................................... 37
ア

安全設計審査指針の規定 ...................................................................................... 37イ

全交流電源喪失事象検討 WG の報告 .................................................................... 39ウ

全交流電源喪失事象検討 WG（及び，報告書）の問題点 ..................................... 40（３） 日本の SBO 対策の問題点 ................................................................................ 42
ア

外的事象が考慮されていないこと ........................................................................ 423

イ

短時間（30 分間）の全交流電源喪失のみの想定であったこと............................. 43

ウ

小括 ...................................................................................................................... 45

第３知見の進展 ................................................................................................. 46

１

概要...................................................................................................................... 46

２

海外の知見（PSA の進展）................................................................................... 47（１）

米国における知見の進展（甲 C２−５１頁〜） ................................................ 47ア

米国における PSA の進展 .................................................................................... 47イ

平成１３（２００１）年同時多発テロ後の規制「B.5.b」 ................................... 48

ウ

被告東電は，「B.5.b」の内容を知り得た .............................................................. 50

エ 「B.5.b」規制による結果回避の可能性について ................................................... 53① NRC の元委員長 Nils J. Diaz 氏らの発言（甲 A3-329,330 頁） .......................... 53② 被告東電の総括（甲 A5−６頁） ............................................................................. 54（２）

IAEA（国際原子力機関）の安全指針 ............................................................. 54（３）

国外における外部事象を起因とする事故の発生 .............................................. 55

ア

平成１１（１９９９）年 12 月 フランス・ルブレイエ原発電源喪失事故 .......... 56イ

平成１３（２００１）年３月 台湾第三（馬鞍山）原発の電源喪失事故 ............ 57

ウ

平成１６（２００４）年１２月 インド・マドラス原発事故................................ 57

３

国内の設計基準を超える外部事象の事例 ............................................................... 59（１）

平成１７年８月１６日宮城県沖地震（東北電力女川原発） ............................. 59（２）

平成１９年３月２５日能登半島沖地震（北陸電力志賀原発）.......................... 59（３）

平成１９年７月１６日新潟中越沖地震（東京電力柏崎刈羽原発） ................... 60（３）新潟中越沖地震を経ての被告東電の外部事象に対する認識 ............................. 62

４

溢水勉強会の知見 ................................................................................................. 62

第４ SA（SBO）対策の予見義務 ....................................................................... 64１

本件における予見の対象 ....................................................................................... 644２

平成１４年までに被告国，及び，被告東電に予見義務が発生した.......................... 64［シビアアクシデント（SBO）対策の知見に関する略年表］ ............................... 65

5

第１ はじめに
平成２３年３月１１日の東北地方太平洋沖地震とその津波により，福島第一原発事故が発生し，大量の放射性物質を放出した。事故後，被告東電が公開した総括文「福島原子力事故の総括および原子力安全改革プラン」では，事故の原因を，「設計段階から外的事象（地震と津波）を起因とする共通原因故障への配慮が足りず，全電源喪失という過酷な状況を招いた事が原因」（甲 A5-6 頁：「福島原子力事故の総括および原子力安全改革プラン」，以下「タスクフォース」又は「総括文」という）と分析し，対策面において，「米国のテロ対策（B.5.b）に代表される海外の安全性強化策や運転経験の情報を収集・分析して活用したり，新たな技術的な知見を踏まえたりする等の継続的なリスク軽減の努力が足りず，
過酷事故への備えが設備面でも人的な面でも不十分」であった，と総括した。
上記，米国のテロ対策（B.5.b）とは，平成１３年９月１１日米国における同時多発テロを契機として策定された，米国のシビアアクシデント(SA)対策，及び，全交流電源喪失事象（SBO）対策を指す。
本書面では，被告東電が，「外的事象に起因する SA 対策（SBO 対策を含む）を行うべきであったのにこれを怠った過失」，及び，被告国が，「外的事象に起因する SA 対策（SBO 対策を含む）規制を行うべきであったのにこれを怠った過失」
について述べる。

6

［甲 A8：財団法人日本原子力研究開発機構「福島第一原子力発電所事故に関する
５つの事故調査報告書のレビューと技術的課題の分析」115 頁。図はイベントツリ
ーによる事故シナリオ（後述）の整理。図の赤線は，実際に起きた事故シナリオ，
青線は炉心損傷を回避（「○安全停止」）するためのシナリオを示す。同報告書は１
乃至 3 号機の事故について，確率論的安全リスク評価における典型的な SBO シナ
リオと分析した。］
7

第２ シビアアクシデント対策について
１ 定義（１） シビアアクシデント（過酷事故）
シビアアクシデントとは，「設計基準事象を大幅に超える事象であって，安全設計の評価上想定された手段では適切な炉心の冷却または反応度の制御ができない状態であり，その結果，炉心の重大な損傷に至る事象」と定義される（甲 C
１−４頁：「シビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントに関する検討報告書 -格納容器対策を中心として-」）昭和５４年３月２８日米国のスリーマイル島（TMI）２号機で炉心の損傷を伴う事故が発生して以来，シビアアクシデントに対してどのような対策を施すかが世界的な問題となった。また，昭和６０年４月２６日，旧ソ連チェルノブイリ４号機で原子炉出力暴走事故が起こり，さらにシビアアクシデント対策の必要性が再認識されるに至った。米国では，TMI 事故後，アクシデントマネジメント対策のための確率論的安全評価（PSA：Probabilistic Safety Assessment）の手法が発展し，日本にも早期の段階でその成果がもたらされた。

（２） 設計基準事象「シビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントに関する検討
報告書 -格納容器対策を中心として-」（甲 C１−４頁）は，設計基準事象を，「原子炉施設を異常な状態に導く可能性のある事象のうち，原子炉施設の安全設計とその評価に当たって考慮すべきとされた事象」と定義する。
異常な状態に導く事象としては，「運転時の異常な過渡変化」と「事故」がある。「運転時の異常な過渡変化」とは，原子炉の運転中において，原子炉施設の寿命期間中に予想される機器の単一の故障もしくは誤作動又は運転の単一の誤操作，及びこれらと類似の頻度で発生すると予想された外乱によって生ずる異常な状態に至る事象である。他方，「事故」とは，運転時の異常な過渡変化を超え
8

る異常な状態であって，発生する頻度はまれであるが，発生した場合は原子炉か
らの放射性物質の放出の可能性があり，原子炉施設の安全性を評価する観点から想定する必要のある事象である。
原子力発電所は，「設計基準事象」に対して，十分対応できる安全設計を求められている（甲 C2-4 頁：「原子力発電所のシビアアクシデント−そのリスク評価と事故時対処策−」）。

［甲 C２-10 頁：「原子力発電所のシビアアクシデント−そのリスク評価と事故時対処策−」］（３） アクシデントマネジメント（過酷事故対策）
ア

アクシデントマネジメント（過酷事故対策）とはアクシデントマネジメントとは，「設計基準事象を超え，炉心が大きく損傷す

る恐れのある事態が，万一発生したとしても，現在の設計に含まれる安全余裕や安全設計上想定した本来の機能以外にも期待し得る機能またはそうした事態に備えて新規に設置した機器等を有効に活用することによって，それがシビアアク
シデントに拡大するのを防止するため（①），もしくはシビアアクシデントに拡大した場合にもその影響を緩和するため（②）に採られる措置（手順及び設備）」と定義される（甲 C１-３頁）。
日本においては，「シビアアクシデント対策」「過酷事故対策」との名称が，原9

子炉施設立地自治体，及び，住民からの反発を招くことを危惧し，被告国らは，「アクシデントマネジメント」（AM）という名称を使用したが，以下では，これらを同様の意味で使用する。

イ「フェーズⅠ」，「フェーズⅡ」
前者（①）（以下「フェーズ I」の AM という。）は，何らかの原因で喪失した

炉心冷却等の安全機能を回復させる操作から構成される。例えば非常用炉心冷却系（ECCS）の手動起動や原子炉スクラム失敗事象に対する，ほう酸水注入系の起動のための設備，手順書の整備，教育・訓練を含む。
後者（②）（以下「フェーズ II」の AM という。）は，フィルター付き格納容ベント設備や格納容器内注水設備等（及び，その手順書の整備，教育・訓練）である。

［甲 A2：政府事故調中間報告 409 頁より（JNES 作成）］10

（４） シビアアクシデントの原因事象
事故の原因，又は，発端となる事象を「起因事象」という。
「起因事象」には，原子炉な施設の内部に生じる①「内部事象」（内的事象）と，外部に生ずる②「外部事象」（外的事象），産業破壊活動等の意図的な③「人為事象」（人為的事象）
がある。

内的事象

機器のランダムな故障や運転・保守要員の人的ミス等

外的事象

地震，津波，洪水，火災，火山や航空機落下等

人為事象

産業破壊活動等の意図的な行為（戦争行為，テロ行為）

ここで，福島第一原発事故は，地震・津波，すなわち②外的事象を原因として
過酷事故に至った。
米国では，シビアアクシデントに対する規制方針を決める際の参考にするため，沸騰水型原子炉２機，加圧水型原子炉３機を対象に，確率論的安全評価（PSA後述）を行い，１９９０年（平成２年）には，「地震・火災（外的事象）に起因す
る炉心損傷は，内的事象に比べて決して小さくはない」と述べる報告書 Severe
Accident Risks: An Assessment for Five U.S. Nuclear Power Plants(NUREG-1150) 1」（１９９０（平成２）年１２月）（以下「NUREG-1150」という）が公刊されていた（甲 C2−57 頁：「原子力発電所のシビアアクシデント−そのリスク評価と事故時対処策−」）。
また，日本の安全研究において，いち早く昭和６０（１９８５）年ころより，
地震 PSA，及び，火災 PSA の方法論に着手していた日本原子力研究所2（現独立行政法人日本原子力研究開発機構）は，平成 7 年５月に，「原子力発電所のシビ
1

初版（パブリックコメント）は，昭和６２（１９８７）年に公表されていた。
日本原子力研究所は，昭和３１年６月に原子力研究所法に基づき設立された，原子力に関する総合的な日本の研究機関である。平成 17 年に日本原子力研究開発機
構に改組。
2

11

アアクシデント−そのリスク評価と事故時対処策−」（甲 C２−４６頁）を公開した。
同書は，NUREG-1150 を検討し，原子力発電所の PSA は，内的事象及び外的事
象の両方を評価する必要があると述べている。
また，同書は，外的事象と内的事象の相違点として，「①外的事象は，同一の原因事象（例えば地震や航空機の墜落）によって，起因事象と安全系の機器の故障とが同時に発生し得る」点をあげている。同書は，福島第一原発事故の発生機序（外的事象による，共通原因故障）をすでに指摘していたものと評価できる。

［甲 C２−左表５０頁，右表４４頁—原因事象として外的要因を明示］

しかし，日本国内において，外的事象の評価についての必要性が認識されていたにもかかわらず，日本の原子力規制において，②外的事象は，「設計基準事象」
として安全設計の対象とする扱いであり，シビアアクシデント対策の起因事象として評価の対象とされなかった3（甲 C3-6 頁：原子炉安全基準専門部会共通問題
3

平成元年２月２７日付「原子炉安全基準専門部会共通問題懇談会中間報告書」（甲C３−6 頁）は，外的事象の評価を行った NUREG-1150 を参考としているにも関わらず，「国内外にて行われている PSA は，一般に起因事象のうち，内的事象のみを対象としており」などと述べている。日本では，当初より，外的事象を起因事象と12

懇談会中間報告書）。

（５） PSA（確率論的安全評価）
ア

PSA（確率論的安全評価）とは
PSA（確率論的安全評価。米国では PRA と略される）とは，「原子炉施設の異常故障等の起因事象の発生頻度，事象の及ぼす影響を緩和する安全機能の喪失確率及び事象の進展影響を定量的に分析・評価することにより，事故の発生確率や事故の影響あるいは両者の積（リスク）の形で表された結果をもとに原子炉施設の安全性を総合的に評価しようとするもので，安全確保対策を体系的かつ定量的に評価する」方法である。シビアアクシデントの研究では，事故の発生確率を踏まえた上で，その現象，及び，影響を知るための手段として，PSA が利用される（甲 C３−６頁）。
PSA は，システム信頼性評価及び炉心損傷確率評価を行う「レベル 1PSA」，
損傷炉心及び核分裂生成物（FP）の環境への放出挙勤評価までを行う「レベル２PSA」，環境影響評価までを行う「レベル３PSA」の 3 段階に分けられる（同6 頁）が，炉心が重大な損傷を受ける確率を推定するレベル１PSA が最も重要である。

イ

PSA の実施手順
PSA の実施手順は以下の通りである（甲 C２−11 頁）① 炉心損傷に至る事故シークエンス4を系統的手法で分類・定義する。
② 定義された各炉心損傷事故シーケンスの発生頻度と，それに対する各機器のして対策を行うことに消極的であった。
4 起因事象から，これが拡大して事故に至るまで（又は収束するまで）の一連の事
象の繋がり（事象連鎖）を，「事故シーケンス」とよぶ。本文図の「起因事象」から「長期冷却」「炉心損傷」に至る，枝分かれした個々の事象連鎖が「事故シーケンス」
である。
13

故障の寄与度を定量化する。即ち，炉心損傷頻度にとって寄与の大きい事故
シークエンスや機器故障を同定する。
③ 各炉心損傷事故シーケンスについて，事故進展や FP（核分裂生成物）の放出・移行挙動を解析し，格納容器の破損頻度や事故時ソースタームを定量化する。即ち，格納容器破損頻度や環境影響にとって寄与の大きい事故シーケ
ンスを同定する。
④ それぞれの解析結果における不確実さを定量評価するとともに，それに寄与する不確実さ因子を同定する。

［事故シーケンス］［甲Ｃ２−45 頁：「原子力発電所のシビアアクシデント−そのリスク評価と事故時対処策−」］

ウ

PSA 結果の利用方法
PSA の結果は，過酷事故対策の立案に利用される。具体的には，以下の利用方法が指摘されている（甲 C２−11 頁）。
① 炉心損傷に至る事故シーケンスを全て定義できることから，総合的なアクシ
デントマネジメントを考える上での基盤となる。
② アクシデントマネジメントを考えないとの前提で PSA を実施することにより，炉心損傷頻度や格納容器破損頻度にとって寄与の大きい事故シーケンス
14

や機器故障を同定できる。これから，どのような事故シーケンスや機器故障を対象にアクシデントマネジメントを考えればよいかわかる。即ち，アクシ
デントマネジメントの対象を同定することができる。
③ こうして同定された重要な事故シーケンスや機器故障に対してアクシデン
トマネジメントを用意した後で，再び PSA を実施することにより，アクシデ
ントマネジメントの導入による炉心損傷頻度や格納容器破損頻度の低減効果を求めることができる。
④ 重要な事故シーケンスにおいて，アクシデントマネジメントを考えない場合と考えた場合の事故進展の解析やソースタームの評価を実施することにより，アクシデントマネジメントによる事故影響の緩和効果を求めることができる。
⑤ アクシデントマネジメントによっては，炉心損傷事故の発生頻度や格納容器の破損頻度，あるいは事故時ソースターム5の不確実さが小さくなるものもある。不確実さが小さくなることもシビアアクシデント対策を考える上で有用な知見となる。
⑥ 上述の③〜⑤のような評価を行うことにより，各アクシデントマネジメント
案の有効性を示すことができる。

（６）
ア

シビアアクシデント対策の対象—全交流電源喪失事象（SBO）
全交流電源喪失事象（SBO）

全交流電源喪失事象（SBO）とは，「全ての外部交流電源，及び，所内非常用
交流電源からの電力の供給が喪失した状態6」をいう。具体的には，「外部電源が喪失し，かつ，非常用ディーゼル発電機の起動失敗等により発生する複合事象」

5 炉心損傷事故時，燃料は溶解し核分裂生成物が炉心から放出され，一定の漏れ率で環境へ放される。環境への影響を評価するには，核分裂生成物の種類，化学形，放出量を明らかにする必要があり，これらを総称してソースタームと呼ぶ。
6

外部電源が喪失した場合，非常用ディーゼル発電機が自動起動し，電源が保たれる。
15

であるとされる（甲 C４−１頁：「原子力発電所における全交流電源喪失事象について」）。
SBO は，シビアアクシデントの事故シーケンスの１つである。そして，原子炉を「冷やす」機能（冷却系）は，電源に大きく依存するため，シビアアクシデ
ント対策の中でも，SBO 対策は重要である。
原子炉安全基準専門部会共通問題懇談会は，SBO を，沸騰水型プラントにおける「他の事象と比較して，相対的に大きな炉心損傷確率を与える事故シーケンス」と位置づけ，早期の段階から問題視し（甲 C３−１０頁），平成４年３月の共通問題懇談会報告書においては，AM で対応すべきものと整理された(甲 A2−418
頁：政府事故調中間報告)。

イ

SBO 対策SBO 対策は，概要，全交流電源が喪失しても，原子炉を安全に停止し，かつ停止後の冷却を維持することにある（甲 C4−１頁）。具体的には，全交流電源が喪失した場合（外部電源と非常用 DG が起動しない状況），非常用蓄電池等により冷却系を維持し，その間に外部電源を復旧させることにある。
例として，NRC（米国原子力委員会）では，SBO による炉心損傷頻度への寄与が大きいことから，昭和６３（１９８８）年に「一定時間の SBO 継続に耐えられる設計」を求めた（SBO 規則）。同規則では，竜巻やハリケーンを想定し，容認可能な継続時間として２，４，８，１６時間（その後７２時間を追加）が示されている。「継続時間」は，「継続時間」中に冷却系を維持できること，「継続時間」内に外部電源を復旧できること，を考慮し決定される（後に詳述）。
日本における，電源確保に関する規制は，「発電用軽水型原子炉施設に関する
安全設設計審査指針」（平成２年８月３０日原子力安全委員会決定，平成１３年
３月２９日一部改訂）において，「原子炉施設は，短時間の全交流動力電源喪失に対して，原子炉を安全に停止し，かつ，停止後の冷却を確保できる設計である
16

こと。」（指針２７）と定められ，極めて短時間（慣行上３０分間）の SBO のみを想定した設計で足りるとされてきた。
これは，電源喪失の原因として，内的事象しか仮定しなかったため，短期間のうちに外部電源の復旧が可能であると想定していたからである。この想定に，合理的根拠が無いことについては後述する。

（７） 津波対策とシビアアクシデント対策
原告ら準備書面（４）では，設計基準事象としての津波の予見可能性について述べた。日本の原子力規制においては，発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針7２の２において，「二安全機能を有する構築物，系統及び機器は，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。重要度の特に高い安全機能を有する構築物，系統及び機器は，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。」
として，自然災害を設計基準事象として考慮する必要がある。したがって，被告らは，設計基準事象として津波を考慮して原子炉施設の対策を行う必要があった。
これに対して，本書面では，外部事象（地震，津波等）を対象とするシビアア
クシデント対策について述べる。これは，深層防護8の第４層として，設計基準を超える事故対策として整理される。また，福島第一原発事故が，概要「設計段

階から外的事象（地震と津波）を起因とする共通原因故障への配慮が足りず，全電源喪失という過酷な状況を招いた事が原因」であることから，事故シーケンスの中でも主要な事象である SBO 対策の不備について述べる。

7
8

平成２年 8 月３０日原子力安全委員会決定
訴状６２頁以下参照
17

２ 日本のシビアアクシデント対策（甲 C２参照）（１）原研，動燃らによる研究
日本のシビアアクシデントの研究は，当初，原子力研究所（以下「原研」という），動力炉・核燃料開発事業団（以下「動燃」という），及び，原子炉設置者などによってすすめられた。
昭和６１年には，日本原子力学会誌に PSA に関する論文（甲 C２１：
「原子力発電所の確率論的安全評価」）が寄稿された。同論文は，原研，動燃の研究者の他，被告東電の研究者が執筆し，同３０頁（被告東電執筆分）では，PSA 評価の今後の課題として「④ 外部事象(特に地震)に対する評価手法の確立」を挙げている。また，同年，原研は，日本原子力学会誌に，米国における地震 PSA の概要を報告し（甲 C２２：「原子力発電所の地震時危険度の確率論的評価9」（共同執筆）），平成３年１０月に，土木学会誌に，「確率論的地震危険度の評価手順と感度解析」（甲 C２３）と題する，地震を対象とする PSA の評価手法を報告した。
同論文では，「我が国において外的事象を評価する場合は, 地震によるリスクを評価することが重要である」として，敦賀市（敦賀原発が立地），水戸市（東海第二原発に近接），及び，掛川市（浜岡原発が立地）を対象として，確率論的地震
危険度評価を報告した。
原子力工学試験センター10は，平成４年，日本原子力学会誌に「原子力安全規制のための安全解析技術の開発現状」と題する論文を寄稿し11，同センターが実施した PSA 評価を報告した。この論文において，「低出力運転時や停止時に生じ
9

論文受理 昭和 60 年 11 月２６日

昭和 51 年（1976 年）3 月に電力業界,電機業界,建設業界などの民間企業の協力により設立。当初は，原子力発電用機器の信頼性実証試験を主たる業務としていたが,昭和 55 年（1980 年）に安全解析所を設置し，国が行う原子力発電所の設置等に係る安全審査の補助的・専門的機関の役割を担う。平成 4 年 4 月には組織改変が行われ，財団法人原子力発電技術機構に改組。平成 15 年 10 月に（独）原子力安全基盤機構（JNES）が設立され,同機構の安全規制に関連した事業は JNES に移管され
た。
10

11

論文受理

平成３年 12 月２６日

18

る事象あるいは地震等の外部事象については,評価手法の整備を開始したところである。」（甲 C２４：４５頁）と述べ，外部事象の評価を課題とした。また同年，財団法人原子力発電技術機構（原子力工学試験センターの後身）は，通産省資源エネルギー庁の委託により，火災及び溢水，並びに，地震を対象とする PSA の研究に着手した（甲 C30：「確率論的火災・溢水安全性評価の調査に関する報告書」，甲 C31：「確率論的耐震安全評価（地震 PSA）手法の調査に関する報告書」）
平成５年７月，原研は，PSA 手法に関し，NUREG-1150 を引用し，起因事象
として内的事象と外的事象を挙げる論文を報告した（甲 C25：「確率論的安全評
価の現状」，また平成７年５月発行の報告書集「日本原子力研究所原子力発電所のシビアアクシデント−そのリスク評価と事故時対処策−」（甲 C２）参照）。
他方，規制機関は，PSA の導入に際し，外的事象の評価については消極的であった。平成４年２月１０日開催の「第３０回 原子力総合シンポジウム」（主催：日本原子力学会）にて，当時の原子力安全委員会委員長内田秀雄氏は，「原子力安全の新時代」と題する講演を行った。
その中で内田氏は，「一般に外部事象の発生の潜在性は広範囲には確率的事象として扱うことには無理があるのではないかと思われる。外部事象をいたずらに確率論的に扱うと,それが施設にカタストロフィックな効果を与え,施設本来の安全装置などの効果が無視されることになりかねない。そういうような外部事
象に対しては,本来そういう外部事象の設計基準のレベルを厳しくして設計すべきである。日本の設計用限界地震の策定はこの方針に基づいていると思われる。」（甲 C２６：講演録「原子力安全の新時代」８，９頁）と述べた。
原子力安全委員会委員長の上記発言は，原子力安全委員会が，①外部事象 PSAが，施設に「カタストロフィックな効果」を与える評価となることを警戒し，②
外部事象の PSA の導入に消極姿勢を示していることを示している。また，③外19

部事象について設計基準事象として対処する方針を墨守する姿勢を示している。
原子力安全委員会の外部事象 PSA を忌避する態度は，後の日本の SA 対策（規制）の方向性を決定づけた，共通問題懇談会報告書，及び，安全委員会決定に大きく影響した。

（２）安全委員会
ア

共通問題懇談会の設置と安全委員会決定
昭和６２年７月，安全委員会は，原子炉安全基準部会に共通問題懇談会を設置

し，シビアアクシデントに対する検討を開始した。同懇談会の検討項目として，①シビアアクシデントの考え方，②シビアアクシデント時の格納容器の機能，ソースターム等，③複数立地，④確率論的安全評価手法の考え方，等が上がっている（甲 C５：第 1 回共通問題懇談会資料「今後の検討方針について（案）」）。
同懇談会は，昭和６２年 7 月から平成３年１１月まで１４回開催され，原子力安全委員，通産省のほか，第４回会合には，被告東電，関電ら電気事業者も参加
し，PSA の実施報告を行った（甲 C６：「国内 BWR プラントの確率論的安全評
価について」）。
同懇談会は，平成２年２月１９日に，安全委員会に対し，「原子炉安全基準専門部会共通問題懇談会中間報告書」（甲 C３）を報告し，平成４年３月５日には，同委員会に対し，最終報告を行った（甲 C１−２頁〜）。
同年５月２８日，安全委員会は，上記報告を妥当なものとして，「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージ
メントについて」（甲 C１−１，２頁）を発表した。この決定は，その後の日本における過酷事故対策の基本的な方向を定めた。
この要点は，次のように整理されている。
①

わが国の原子炉施設の安全性は，多重防護の思想に基づき厳格な安全確保対策によって十分に確保されており，過酷事故は工学的には現実に起こ20

るとは考えられないほど発生の可能性は小さく，原子炉施設のリスクは十分に低くなっていると判断される。
②

ＡＭの整備は，この低いリスクをいっそう低減するものとして位置づけられる。したがって，ＡＭは，原子炉設置者が自主的に整備することが強く奨励されるべきである。
なお，この決定は，本件事故発生後，その有効性を失ったことから，平成２３
年１０月に廃止された（甲 C９：原子力安全委員会決定「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策について」）。

イ

共通問題懇談会報告書より外部事象 PSA が排除された原因（ア）

共通問題懇談会での議論

原子力安全委員会，並びに，共通問題懇談会は，初期の段階では，外部事象を検討課題としていた。
昭和６２年，原子力安全委員会発行の「原子力安全年報」（原子力安全白書の前身）「第５章

シビアアクシデントに関する研究の促進」においては，確率論

的安全評価手法の手順の説明の中で「なお，事故シーケンス発生頻度評価では，内的事象（機器故障や誤操作等プラント内部の原因による事象）と外的事象（地震や航空機墜落等プラント外部からの衝撃による事象）両方の検討が必要である。」として，外的事象の評価を重視している（甲 C34：「昭和６２年 原子力
安全年報」12）。
また，昭和６３年１２月１３日の共通問題懇談会第６回会議において，中間報告書の起草ワーキンググループより，中間報告書の論点について報告がなされた（甲 C２７：「第６回資料共通問題懇談会起草ワーキンググループにおける共原子力安全白書（年報）のバックナンバーは，原子力規制委員会 HP で閲覧可能である。（http://www.nsr.go.jp/archive/nsc/hakusyo/S62/1-5.htm）
1221通認識と論点について」）。起草ワーキンググループは，佐藤一男13氏，近藤駿介14氏，斯波正誼氏15ら，PSA の研究者によって構成されていた。
この論点表では，起草ワーキンググループの「共通認識」として，「PSA は安全規制上，安全政策上の判断の補助的，参考的位置づけ。
多くの不確定要素が含まれている現在では，安全規制に直接適用するのは不適当であるが，相対的に安全性を評価する場合に有益。
シビアアクシデントの研究を総括するための手段として PSA は重要であり，その研究の推進がはかられるべき。」とし，「論点」として「３．外部事象のとらえ方」を挙げていた。
しかし，国内の研究成果，及び，NUREG-1150 等海外の研究成果を検討したにもかかわらず，中間報告書は「国内外にて行われている PSA は，一般に起因事象のうち，内的事象のみを対象としており」として，PSA の対象から外的事象を排除し，最終報告書には，外的事象についての記載が一切なされなかった。

起草ワーキンググループのメンバーが，PSA の有用性を知悉した研究者であったにも関わらず，なぜこのような報告がなされたか。
平成２４年２月１日，起草ワーキンググループの主査であった近藤駿介氏は，
政府事故調査委員のヒアリングに対し，「 共通問題懇談会は，５.のような海外の動きをほとんど見ていなかった。しょうがないのかもしれないが，佐藤一男氏と相沢清人氏以外のメ

13

元日本原子力研究所（現日本原子力研究開発機構）理事。原研退職後，平成５年
から原子力安全委員会委員，平成１０年〜１２年委員長，その後，財団法人原子力安全研究協会理事長などを歴任。昭和５８年に SA 対策に関する「原子力安全の論理」を著する。
14 通産省原子力発電技術顧問を歴任し，平成１６年以降は原子力委員会委員長を務める。
「原子力発電所の確率論的安全評価」（甲 C21）の共同執筆者
15 原子力工学試験センター原子力安全解析所，「原子力安全規制のための安全解析技術の開発現状」（甲 C24）の共同執筆者
22

ンバーのほとんどは，PSA についての知識がない人々だったので，外部事象の重要性やその評価の方法論についての議論はほとんど無かった。…
…我々PSA の研究者は，学会で火災 PSA，洪水 PSA，地震 PSA 等の方法論の研究成果を見ていて，外部事象 PSA の方法論が研究開発段階にあるものの，成果は NUREG-1150 にあるので使い物になることは理解していたが，この PSA の分野にいない人は，PSA の成果を見たことがない。
……当時の安全委員会委員長であった内田秀雄氏（故人）は「格納容器は最後の砦。格納容器に穴をあけるのはとんでもない」旨の発言をされており，ベントが本当に要るのか，それを安全思想上どう位置づけるのかが大問題であった。それまでの原子力安全はそもそも，言わば「設計基準事象に対する対策があればよい」という世界であったのに，SA 対策
は設計基準事象を超える事象が起きると考えて，その対応のための装置とその手順書を作り，あるいは，その一つとして格納容器に穴をあけるような装置をつけろという，一種のコペルニクス的転回であったから，
内田秀雄氏とは随分やりあった。
そのため，関係者がこれはやらざるを得ないなと思うまで議論した。
その時に，地震，火災，洪水とかも考えた PSA に基づいて SAM(シビアアクシデントマネジメント)を考えるべしという問題提起をできる人はいなかった。」と述べている。
以上からは，PSA の専門家ではない安全委員との議論の中で，外的事象に対する PSA の実施が霧消していった経緯がわかる。

23

（イ）

行政訴訟への影響

また，被告国は原子炉設置許可処分取消訴訟等の行政訴訟 16において，決定論的な設計基準事象とその根拠を説明し，現行規制において安全は十分確保さていると説明してきたという経緯がある。
伊方原発訴訟において被告国側の証人として，安全委員長内田秀雄氏，原子炉安全基準専門部会長村主進氏らが出廷し，原子炉の設計上の安全性を主張しており，その主張に矛盾する（設計基準を超える事象を想定する）シビアアク
シデント対策への取組み（外的事象 PSA の実施，SA 対策の規制要求化）には，訴訟対策の点からも，消極的であったものと考えられる（甲 A2-498：政府事故
調中間報告参照）。

（ウ）

説明の困難性

政府事故調査委員会のヒアリングにおいて，寺坂信昭氏（原子力安全保安院長）は，SA 対策について以下の通り述べている（甲 A3-321：政府事故調最終報告）。

「シビアアクシデントの対策の地元への説明はつらい。絶対安全という言葉はある種の禁句で絶対に使えないのだが，安全か安全でないかといえば，当然安全だと判断をしてきている。そこに PSA とか PSR のような確率的な評価でいくばくかのリスクが存在するという説明は，特に地元との関係では非常に苦しい。原子力に理解のある方からも，一所懸命，
原子力の安全はしっかり進めていくという説明だったのに，なぜそのような問題点が残っているかのようなことを言うのか，という批判を受ける。まして，批判的な人は当然，話が違う，安全と言っていたのに安全ではない要素があるなら，そこの対策はどうするのか，という議論にな
16

伊方原発訴訟は昭和４８年提訴，昭和６０年に上告，平成４年１０月上告棄却であり，共通問題懇談会〜安全委員会決定の時期と重なる。
24

ってしまう。」
上記ヒアリング結果からは，規制庁が，シビアアクシデント対策の地元への説明17に苦慮していたことがわかる。
もとより，説明が困難であることが，必要な安全対策を行わない理由とはならない。以上の事実は，本来早急に着手すべきだった外的事象 PSA，SA 対策について，規制庁がこれを漫然怠ったことの原因の一つである。

（エ）

小括

共通問題懇談会の最終報告（甲 C1）は，冒頭で「米国原子力規制委員会（NRC）

が取りまとめを行っている『シビアアクシデントのリスク(NUREG-1150)』な
ど海外の PSA 及び国内外のシビアアクシデント研究の最新の成果などを基礎資料として，格納容器対策を主体とするアクシデントマネージメントについて，
ワーキンググループを設置して検討してきた。本報告書はこの検討結果をまとめたものである。」と述べる。しかし，上記の事情により，その内実は，国内外の成果，議論状況を適切に取り入れられることなく起草されたものである。
同報告書は，日本のシビアアクシデント対策（規制）を方向付けた。そして，その後の国内外の知見の進展に関わらず，シビアアクシデント対策（規制）の方向性は修正されないまま本件事故をむかえた。

（３）通商産業省
ア

公益事業部長通達の内容
通商産業省（現：経済産業省。以下単に「通産省」という。）は，安全委員会の「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策としてのアクシデ
17 平成３年，東電と福島県の間で，運転状況の随時確認，品質保証活動の徹底を内容とする安全協定の改定が行われるなど，地元対策が重視されていた。

25

ントマネージメントについて」（甲 C１）をうけて，同省の対応方針をまとめ，
平成４年７月，資源エネルギー庁公益事業部長通達「アクシデントマネジメントの今後の進め方について」（甲 C７）を発出した。同通達は，「我が国においてはシビアアクシデントの可能性は十分小さい18ので，アクシデント・マネジメン
トは電力会社が自主保安の一環として実施するものである」と位置づけ，アクシ
デントマネジメントがなされているか否か，又は，その具体的内容によって，原子炉の設置，又は，運転などを制約するような規制的措置を要求しないとした。
その上で，電気事業者に対して，①

１９９３年（平成５年）末迄に，各原子力発電所の PSA を実施し，その安全上の特性を把握し，アクシデントマネジメント候補の検討を行う
こと②

その後速やかに，この検討結果に基づいてのアクシデントマネジメントの整備を行うこと③

それより後は，定期安全レビュー等において，アクシデントマネジメン
トを定期的に評価することを要請した（甲 C７）。
すなわち，日本の AM 対策は，法規制は行わないが，被告国が，電気事業者の自主的な AM 対策の手順を要請し事業者に報告させる，という特殊な行政規制を採用した。この方針は，平成１４年に各電気事業者より整備報告書が提出された後も，何らの進展，及び，変更は無かった（後述）。
この通達を受けて，平成６年３月３１日，電気事業者は，通産省に対し，「ア
具体的には，フェーズ I のアクシデントマネージメントの一部を考慮したレベル
1PSA によれば，代表的な国内原子炉の炉心損傷に至る事象の発生率は，評価の不確かさを考慮しても 10-5/炉年より小さく，これは例えば IAEA・INSAG(国際原子 力
安全諮問委員会)の基本安全原則が示す定量的な安全目標(炉心損傷の発生率 10−４ /
炉年(既存炉に対して)，10-5/炉年(新設炉に対して)を満足している，というものである。 １０−５/炉年とは，事故の発生確率が，原子炉１個あたり 10 万年に 1 回の割合であることを指す。
18

26

クシデントマネジメント検討報告書」を提出するとともに，報告書に基づきアクシデントマネジメントの整備を行った。

イ

公益事業部長通達が修正された経緯
ここで，前述の共通問題懇談会においては，海外の状況を調べ，IPEEE19の研究・開発の実施必要性や，PSA の結果にかかわらないベンティングの取付け等のAM を行うことも検討されていた。そこで，当初の平成４年公益事業部長通達の案としては，
・評価の有無にかかわらず，ベンティングと水素イグナイターを付けること
・IPEEE の研究・開発を明記することが検討されていたが，通産省と電気事業者の文言調整の結果，上記の文言は明記されなかった（甲 A2−419,420：政府事故調中間報告）。
すなわち，被告国（通産省）は，電気事業者の意をくんで（さらに言えば，被告国自身が，立地自治体，及び，住民の反発を恐れ20），外的事象の PSA（IPEEE）

19

ＩＰＥＥＥ(IPE for External Events)：外的事象を対象とした個別プラントのごとの解析
20 政府事故調中間報告では，「社会的受容性」と表現されている。
27

の実施を通達に含めなかったのである。

（４）被告東京電力
ア共通問題懇談会における報告
昭和６２年１０月，被告東京電力は，関西電力とともに共通問題懇談会第４回会合に参加し，PSA の実施報告を行った（甲 C６：「国内 BWR プラントの確率論的安全評価について」）。
ここで，被告東電は，米国１９７５年策定の WASH-140021（ラスムッセン報告），IREP22，NUREG-1150 等を参照し，沸騰水型プラントについて，内部事象を対象とする Level１PSA を実施した結果を報告した。そして，「今後，このPSA を安全設計の手段としてさらに有用なものとするには，さらに，次のような課題についても研究を続けていくことが重要と考える。」として「⑤外部事象の取り扱い」を課題の１つと明記した（甲 C６−２２頁）。
したがって，被告東電は，すでに昭和６２年に，外部事象に対する PSA の必要性，さらに外部事象に起因する SA 対策の必要性を認識していた。

米国 MIT 教授の Norman Rasmussen らによる，原子力損害賠償保険の料率を適正に定める目的で行われた，原子力発電所の総合的なリスクを解析的に評価する研究の報告書。原子炉プラントのリスクを，解析的・定量的に評価する研究の嚆矢。
報告書発表後の，TMI 事故により，研究の正しさが評価された。
22 TMI 事故後，1981 年に策定された WASH-1400 を改良した評価手法
21

28

［甲 C６−３頁：「PSA の実施手順」と題する図表−（ 外的要因の評価 という項目が存在する）］

イ

通達を受けての被告東京電力の AM の整備
被告東京電力は，他の電気事業者と同じく，安全委員会の上記決定や通産省の上記通達等を受けて，平成６年３月「アクシデントマネジメント検討報告書」を提出し，その後約１０年をかけて AM の整備を行った。
被告東京電力がその間に実施したＡＭの主なものは，①原子炉及び格納容器への注水機能の強化など設備上のＡＭ策の整備，②ＡＭ実施組織や実施態勢の整
備，③事故時運転操作手順書やＡＭガイドなどＡＭの手順書類の整備，④ＡＭ実
施組織における関係者の教育の推進，の４つであった。
被告東京電力は，平成１４年５月，福島第一原発，福島第二原発，及び，柏崎刈羽原発の「アクシデントマネジメント整備報告書」（甲 C８）と「アクシデン
トマネジメント整備有効性評価報告書」を経産省に提出した。
被告東京電力は，同年までの取組みをもってＡＭの整備は終了したとして，それ以上のＡＭを推進しなかった。

ウ

地震等の外的事象に対する東電の対策
安全委員会の策定した指針類において，地震に対する確率論的安全評価を採29用したのは，平成１８年 9 月改訂の耐震設計審査指針である。
安全委員会は，改訂に際し23，地震学的見地からは策定された地震動を上回る
強さの地震動が生起する可能性を否定できず，当該指針に「残余のリスク24」（策
定地震動を上回る地震動の影響が施設に及ぶことによって生ずる様々なリスク）が存在することを明記し，同月２０日，保安院は，事業者に対して，「残余のリスク」について定量的な評価を行い，報告することを要請した（いわゆる「耐震バックチェック」25）。また，平成１９年３月，日本原子力学会の標準委員会において，「原子力発電所の地震を起因とした確率論的安全評価実施基
準:2007(AESJ-SC-P006:2007)」の実施基準が策定された。
以上の経緯により，地震については PSA が実施されることになったが，これは設計基準として参照されるにとどまり，設計基準を超える場合の AM 対策を考慮したものではない（甲 A2−428〜430:政府事故調中間報告）。
被告東京電力は，安全委員会が策定した上記耐震設計審査指針等を踏まえ，原子炉施設が当該自然災害等に十分耐えられるような設計をし，それ自体が自然災害等への対策であるとの立場をとった。そして，既設の原子炉施設については，耐震バックチェック等を通じて，改めて自然災害等に十分耐えられるかどうかを調査し，それへの耐性が十分でない場合には必要と考える対策工事を行うことにより対処していたが，設計基準外の自然災害に対する AM 対策は，行わなかった（甲 A2-438 頁:政府事故調中間報告）。

23

耐震設計指針は，昭和５６年以降改訂されていなかったが，平成７年兵庫県南部沖地震を機に旧指針の妥当性が検討され，平成１８年 9 月に改訂された。
24 耐震設計審査指針において「残余のリスク」は，「策定された地震動を上回る地震動の影響が施設に及ぶことにより，施設に重大な損傷事象が発生すること，施設から大量の放射性物質が放散される事象が発生すること，あるいは，それらの結果として周辺公衆に対して放射線被ばくによる災害を及ぼすことのリスク」と定義される。

なお，地震 PSA は，電気事業者と保安院（財団法人原子力発電技術機構に委託）により行われたが，国内炉心損傷頻度を大きく上回るプラントが多数存在したため報告書は公表されなかった（甲 A１:国会事故調 111 頁）。
25

30

（５）

福島第一原発事故時の被告東電のシビアアクシデント対策

事故当時，被告東電が実施していたシビアアクシデント対策の問題点について，以下，端的に述べる（甲 A2:政府事故調中間報告 493 頁以下）。
ア

電源喪失対策被告東電の電源喪失対策は，隣接する原子炉施設のいずれかが健全であることを前提に組み立てられていた。従って，何らかの要因により，複数の原子炉施設が同時に故障，損壊し，隣接する原子炉施設から電源融通を受けられない事態となった場合の対処方法が検討されていなかった。
また，非常用ディーゼル発電機は設置許可時と比べ増設されてはいたが，電源盤の多様化は図られていなかった。すなわち，外部電源及び内部電源のすべてが長期間にわたり喪失する，全電源喪失事象への備えが全くなされていなかった。
そのため，長時間の全電源喪失事象を想定した計測機器復旧，電源復旧のマ
ニュアル等が整備されず，社員教育も行われていなかった。また，福島第一原
発施設内には，以上の作業に必要な，バッテリー，エアコンプレッサー，電源
車，電源ケーブルなどの資機材の備蓄も行われていなかった。

イ

消防車による注水・海水注入策の未策定
福島第一原発には火災事故に備え消防車が配備されていたが，消防車を用いた注水策は，社内の一部で有用性が認識されていたにもかかわらず，アクシデ
ントマネジメント策の中に位置づけられていなかった。

ウ

緊急通信手段
福島第一原発では，当時連絡手段として PHS が常用されており，緊急時にもこれに依存していた。しかし，PHS の電波を集約する機器（PHS リモート装置）のバックアップバッテリーの持続時間が 3 時間であったことから，平成２３年 331

月１１日の夕刻以降，PHS が使用不能になった。そのため，各プラントにおいて復旧作業に従事する作業員と発電所対策本部，及び，中央制御室との間でコミュニケーション手段が失われた。
被告東電は，そもそも，原発施設における PHS 関連の装置を含む伝送・交換用電源の蓄電池の最低保持時間を１時間と設定した。これは，全交流電源喪失か
ら１時間後には，交流電源の供給が回復するという想定に基づくものであり，短時間の SBO しか想定しない電源対策の帰結である。

（６）
ア

福島第一原発事故後のシビアアクシデント対策に関する総括
原子力安全委員会

平成２３年１０月２０日，原子力安全委員会は，平成４年５月２８日安全委員会決定「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントについて」（甲 C1）を廃止した。
安全委員会は，その決定文（甲 C９：原子力安全委員会決定「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策について」）において，日本のシビア
アクシデント対策（規制）について，以下の通り，総括した。

（規制の経緯について）「…しかしながら，今回の事故の発生により，［リ
スクが十分に低く抑えられている］という認識や，原子炉設置者による自主的なリスク低減努力の有効性について，重大な問題があったことが明らかとなった。特に重要な点は，わが国において外的事象とりわけ地震，津波によるリスクが重要であることが指摘ないし示唆されていたにも関わらず，実際の対策に十全に反映されなかったことである。アクシデントマ
ネージメントの整備については，全ての原子炉施設において実施されるまでに延べ 10 年間を費やし，その基本的内容は，平成 6 年時点における内的事象についての確率論的安全評価で摘出された対策にとどまり，見直されることがなかった。さらに，アクシデントマネージメントのための設備
32

や手順が現実の状況において有効でない場合があることが的確に把握されなかった。」（シビアアクシデント対策：第４の防護レベルの強化に関して）「…これらの安全確保は，設計上の想定を超える外的要因（巨大な地震，津波等）
によって，第 3 の防護レベルまでの防護策の機能が著しく損なわれた場合
における，シビアアクシデントの発生防止，影響緩和を目的とするものであって，その有効性が最新の科学的知見に照らして評価され，継続的な改善が図られるべきである。」（シビアアクシデントに係る安全評価について）「ここでは，シビアア
クシデント時の事象進展や設計上の想定を超える自然事象の発生確率な
ど不確かさが大きい領域や，発生確率はごく低いものの発生した場合の影響が大きい事象についても取り扱う必要がある」

以上，原子力安全委員会は，本件事故時のシビアアクシデント対策（規制）の，「重大な問題として」「わが国において外的事象とりわけ地震，津波によるリスクが重要であることが指摘ないし示唆されていたにも関わらず，実際の対策に十全に反映されなかったこと」を挙げ，今後は，外的要因に対する確率評価及び対策が必要と総括した。
安全委員会は，事故前に外的要因のリスクを予見・認識していたこと，及び，規制庁の外的要因のリスクに対する対策・規制の遅れを自認したのである。

イ

原子力安全・保安院
原子力安全保安院は，事故後に公開した，保安院による事故調査報告書「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見について」（甲 A7）において，アクシデントマネジメント策に関し「規制機関として安全確保に取り組む上で反省すべき点」と題する項目において，以下の通り述べている。
33

（「最新・海外の知見の反映」という小項目において）「…規制情報についても同様である。我が国では，事故が起こった際の安全評価では， 単一故障を仮定し評価している。一方，海外では，多重故障をも仮定している国がある。我が国の格納容器ベントにはフィルタは付いていないが，海外では，シビアアクシデントに備えフィルタ付きベントを設置している国がある。また，非常用交流電源及び直流電源を失った状態でも冷却を継続する手順を検討している国もある。
確率論的安全評価(PSA)においても，我が国は取組が遅れていると言わざるを得ない。原子炉施設に残るリスク(残余のリスク)を直視し，そのリスク低減のための効果的な安全対策の立案に PSA を活用する必要がある。」（甲 A7-49 頁）（「国際的整合性の向上」という小項目において）「上述のとおり，シビア
アクシデント対策を中心として，日本の原子力安全規制は，海外と比べて遅れていたと言わざるを得ない。IAEA の基本安全原則，安全基準及び海外の安全規制を参考にし，国際的な整合性を高めて行かなければならない。」（甲 A7-51 頁）（「安全性を向上させるシステムの欠如」という小項目において）「アクシ
デントマネジメント対策は第一発電所においても導入されていたが，役割を果たすことができず，不十分であった。また，アクシデントマネジメン
ト対策は基本的に事業者の自主的取組みとされ，法規制上の要求とはされておらず，設備及び手順の整備の内容に厳格性を欠いた。第一発電所の事故を受け，シビアアクシデント対策については，事業者による自主的取組に委ねるのではなく，これを法規制上の要求とする法案が今国会で審議される。安全規制担当機関としては，事故がなくとも，安全性の確保，リスク低減に必要な対策を法律上位置づけ事業者に要求を行っていくということが必要であった。」（甲 A7-48 頁）
34以上，原子力安全保安院は，シビアアクシデント対策（規制）に関し，①規制
情報，及び，確率論的安全評価について，海外の知見に遅れていたこと，②シビ
アアクシデント対策について法規制の要求としていなかったことを自認し，反省点として挙げている。

ウ

被告東京電力被告東京電力は，総括文にて，アクシデントマネジメント対策に関し，以下の通り述べている「内的事象に対するアクシデントマネジメント策終了後，原子炉安全担当
者は内的事象に比べて外的事象は影響が大きいことを予想していたが，１０年経っても外的事象に対する目立った対策は行わなかった。」（甲 A5１１頁），「機器の故障及び人的ミスといった内的事象に対する安全評価

のみで，自然現象をはじめとした外的事象に対する安全評価は行っておらず，ゆえに過酷事故に対する評価・対策検討としては不十分なものであった。」（甲 A6-［1–1］頁：総括文 添付資料）
以上，被告東電は，事故前より，外的事象のリスクが大きいことの認識があったこと，及び，外的事象に対する確率論的安全評価を行わなかったことを自認し，反省点として挙げている。

（７）

小括—日本の SA 対策（規制）の問題点

ここで，予見義務との関連における，日本の SA 対策（規制）の問題点を述べる。
日本の SA 対策（規制）は，内的事象のみ対象とし，外的事象を対象としなかった。前述の通り，「外的事象は，同一の原因事象（地震，津波）によって，起因事象と安全系の機器の故障とが同時に発生し得る」点で，内的事象と事故シーケンスが異なる。したがって，外的事象 PSA を行い，その結果を踏まえた適切な対策を講じる必要があった。
35

しかし，国内外で外的事象の PSA 研究が進展していたにもかかわらず，被告らは，これを実施しなかったため，外的事象（地震・津波）に対する適切な SA 対策（規制）を策定できず，本件事故を回避できなかった。

［甲 A1：国会事故調 116 頁］

３ 全交流電源喪失事象（SBO）対策（１）海外の SBO 対策
米国では，原子力規制委員会（NRC）が，昭和６３（１９８８）年に，「SBO規則」(10CFR50.63)を定めた。SBO 規則においては，SBO の継続時間を，①所
内非常用交流電源の多重性，②所内非常用交流電源の信頼性，③外部電源喪失に関して予想される発生頻度，④外部電源を復旧するために必要な時間に基づくことを前提として，各軽水炉はその継続時間に耐え復旧できなければならないとした。
また，規制指針(Regulatory Guide)1.155 SBO を発行し，各プラントの設計状
況により，２時間，４時間，６時間，８時間，又は，１６時間の耐性を持つように要求されることとなった（甲 A3-323 頁：「政府事故調最終報告」）。
36

さらに，同規則は，所内バッテリーや他の必要なサポート系を含め炉心，及び，関連する冷却材系，制御系，保護系により，SBO が起こった場合の所定の期間において，炉心を冷却し格納容器の健全性を維持するために十分な容量と機能を備えなければならないと規制する。一方，同規則においては，所内非常用交流電
源を号機間で共用していないサイトにおける代替交流電源に対し，1 基の原子炉の SBO に対処するための容量と能力を持たせること，また，所内非常用交流電
源を号機間で共用するサイトにおける代替電源に対し，全ての原子炉を安全停止に移行，維持できることを担保するために必要な容量と能力を持たせることを求
め，規制要求の下で具体的なＳＡ対策が進められた（甲 A2-412 頁：政府事故調
中間報告）。
平成１３（２００１）年９月１１日の同時多発テロ後の平成１４（２００２）
年２月，ＮＲＣは，米国の全原子力発電所に対し，テロ対策，及び，全電源喪失を想定した機材の備えと訓練を義務付けた。かかる規制条項は「Ｂ.５.ｂ」とよばれるものである（後述）。

（２）日本の SBO 対策
ア

安全設計審査指針の規定
昭和４５年４月に，原子力委員会（当時）が定めた，軽水炉についての安全設計審査指針の電源に関する記載は，以下のとおりであり，SBO に関する記載はない（甲 A2-411 頁：政府事故調中間報告）。

7 非常用電源設備
非常用電源設備は，単一動的機器の故障を仮定しても，工学的安全
施設や安全保護系等の安全上重要かつ必須の設備が，所定の機能を果たすに十分な能力を有するもので，独立性および重複性を備えた設計であること。
昭和５２年６月に，原子力委員会（当時）は，これを全面的に見直し，「発電37用軽水型原子炉施設に関する安全設計指針」として以下の通り改訂を行った

指針 9 電源喪失に対する設計上の考慮
原子力発電所は，短時間の全動力電源喪失に対して，原子炉を安全に停止し，かつ，停止後の冷却を確保できる設計であること。 ただし，高度の信頼度が期待できる26電源設備の機能喪失を同時に考慮する必要はない。
また，その「解説」は，以下のとおりである。

指針 9

電源喪失に対する設計上の考慮

長期間にわたる電源喪失は，送電系統の復旧または非常用 DG の修復が期待できるので考慮する必要はない。

平成２（１９９０）年８月３０日，原子力安全委員会は，軽水炉技術の改良・進捗，及び，スリーマイル島原子力発電所事故等を踏まえて「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」を改訂したが，ＳＢＯに関する新指針２７は，
旧指針９を踏襲し27，内容の変更をおこなわず，長時間のＳＢＯ対策は必要ないと判断した。
ここで，原子力委員会，原子力安全委員会では，昭和５２（１９７７）年以降，「短時間」とは『３０分間以下』との理解が慣行化されていた。そのため，指針２７の要求は，３０分間の SBO 時に冷却機能を維持するために必要な蓄電池の容量への要求と解釈され（甲 C33−8：「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設
26 「高度の信頼度が期待できる」とは，非常用電源設備を常に稼働状態にしておいて，待機設備の起動不良の問題を回避するか，または信頼度の高い多数ユニットの独立電源設備が構内で運転されている場合等を意味する。
27 「短時間のＳＢＯに対して，原子炉を安全に停止し，かつ，停止後の冷却を確保できる設計であること」（指針２７），「長時間にわたるＳＢＯは，送電線の復旧又は非常用交流電源設備の復旧が期待できるので考慮する必要はない。非常用交流電源
設備の信頼度が，系統構成又は運用（常に稼働状態にしておくこと）により，十分高い場合においては，設計上ＳＢＯを想定しなくても良い」（発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針・解説）
38

計審査指針及び関連の指針類に反映させるべき事項について(とりまとめ)」），電気事業者らもそれに即した対応を行った28。

イ

全交流電源喪失事象検討 WG の報告
平成３年１０月２２日，安全委員会の原子力施設事故・故障分析評価検討会は，

SBO に関して，国内外の規制上の取り扱い，及び，事故故障事例等の調査を行うために，全交流電源喪失事象検討ワーキング・グループ（以下「WG」という）を設置29した。同 WG は，１２回の会合をへて，平成５年６月１１日，報告書を策定した（甲 C4）。
同報告書は，NRC の SBO 規則における要件等との対比の下に，日本の代表プ
ラントにおける SBO 発生頻度，及び，SBO 耐久能力（SBO 時の蓄電池，及び，冷却用水源による耐久時間）を検討し，日本では外部電源，及び，非常用ディー
ゼル発電機の信頼性が高く，SBO 耐久能力は，（安全審査においては慣行として３０分間しか要求されていないものの）実力値としては，沸騰水型原子炉で，８時間以上であって SBO 規則を満たしていると報告した。また，同報告書は，「安
全評価審査指針」の評価として，「我が国のプラントの電源系統の信頼性は現状において高く，また信頼性の維持・向上に努力が払われている。SBO の発生確率は小さい。さらに，万が一の SBO に対しても短時間で外部電源の復旧が期待できるので原子炉が重大な事態に至る可能性は低いと考えられる。」として，日本の SBO 規制を追認した（甲 C４−２５頁）。
28

発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令（「昭和４０年通商産業省令第６２号」）第１６条 4 号は，原子炉停止時の冷却系について，設備要件として「原子炉停止時（短時間の全交流動力電源喪失時を含む。）に原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去することができる設備」と規定し，短時間の全交流電源喪失のみを想定した設備で足りるとした。
29 同 WG の設置目的は，①海外における SBO 事例の報告，②米国の PSA の結果，
SBO が炉心損傷の寄与要因となることが報告されたこと，③米国の SBO 規制措置，に鑑み，SBO に関して国内外の原子力プラントに対して規制上の要求事項，事故故障事例の調査等を行い，取りまとめることである（甲 C４—１頁）。
39

ウ

全交流電源喪失事象検討 WG（及び，報告書）の問題点
全交流電源喪失事象 WG の議論については，以下の問題が指摘されている。
同 WG による報告書策定中の平成４（１９９２）年１０月２６日，WG の事務局である原子力安全調査室は，電気事業者の部外協力員２人に対し，「『３０分程度』としている根拠を外部電源の故障率，信頼性のデータを使用して作文してください」，「今後も『３０分程度』で問題ない（長時間のＳＢＯを考えなくて良い）
理由を作文してください」等，現行指針を改訂しない根拠となる作文の依頼を含む１０項目の質問書を発出した。同年１１月，関西電力の回答文書には，手書きで，「３０分の根拠を本 Report で明確にすることは，無理」と書き込まれている。
また，東京電力の回答には，「今後，マージン30を下げる方向ではないなら，これで OK。」との書き込みがなされていた（甲 C10：SBO/WG コメントについて（原子力安全調査室），甲 C11：東電回答，甲 C12：関電回答，甲 A3-324 頁：政府
事故調最終報告書）。また，被告東電らの回答は，報告書に反映された。
以上の事実は，①規制庁が，規制される側に，報告書の一部を分担させるという問題，及び，②被告国，及び，電気事業者双方が，SBO を短期間（30 分間）
でよいとする合理的根拠を示すことができないという問題，を明らかにしている。

30 「マージンを下げる方向ではないから」との記載は不明確であるが，文脈からは，「マージン」＝safety margin：安全裕度，安全率を意味するものと考えられる。
40

［甲 C１０：原子力安全調査室の質問書］［甲 C１１：東電回答］［甲 C１２：関電回答］
41

さらに，同 WG には，部外協力者として，被告東電，関西電力等電気事業者の参加があり，人的構成に問題があった。同 WG の報告書骨子（案）では，全交流電源喪失を安全設計審査指針に反映させることも検討されたが，平成４年６月５日の第５回会合において，被告東電，及び，関西電力から，「設計指針への反映
は行き過ぎ」，「全交流電源喪失を設計基準事象とするという方向であれば従来の安全設計の思想の根本的変更となる」，「全交流電源喪失のみ設計指針や安全評価
指針への取り込みを検討するという結論は，バランスがとれない」との意見が提出された（甲 A1−461 頁：国会事故調

甲 C13：「全交流電源喪失事象報告書骨子（案）」に対するコメント（東京電力） 甲 C14：
「全交流電源喪失事象報告書
骨子（案）」に対するコメント（関西電力））
上記の事実は，SBO 対策の議論の上で，規制庁が，規制される側の意向（SBO
対策を指針化しないという意向）に左右され，適切な規制指針を示せなかったという問題を示すものである。

（３） 日本の SBO 対策の問題点
ア

外的事象が考慮されていないこと
米国「SBO 規則」では，外的事象が考慮されているにもかかわらず，日本の安全設計審査指針においては，外的事象による SBO の可能性が考慮されていな
い（甲Ｃ33−8,9 甲 A2-413 甲 A3-324）。その結果，外部事象に対する適切な SBO
対策が立案できなかった。
前述の通り，SBO とは，外部電源が喪失し，かつ，非常用ディーゼル発電機の起動失敗等により発生する複合事象である。しかし，地震・津波等，外的事象を考慮しないと，外部電源喪失の可能性，非常用ディーゼル発電機が起動しない可能性（SBO 発生頻度），及び，発生機序を分析・評価できず，適切な対策をとることができない。なぜならば，内的事象のみを想定した場合，外部電源の故障と内部電源の故障は独立の事象として把握されることになり，その双方が同時に42発生する頻度は著しく低いものと評価される。しかし，以上の想定では，外部事
象に起因する本件事故のように，外部電源と内部電源が同時に喪失するケースや，複数の安全系が同時に機能喪失するケースが，分析・評価されないからである（甲C33−8,9）。
事故後，原子力安全基準・指針専門部会安全設計審査指針等検討小委員会（以下「基準部会」という）において，安全設計審査指針の見直しが行われた。基準
部会が取りまとめた検討結果（甲 C33：「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針及び関連の指針類に反映させるべき事項について(とりまとめ)」）においては，上記を踏まえ，SBO 対策の技術的要件として，「アクシデントマネー
ジメント策の整備にあたっては，確率論的安全評価の結果等を参照し，リスクを低減する観点から想定すべきシナリオを特定して，合理的に実行可能な対策を継続的な改善を通じて整備すべきこと」，「原子炉施設の設計上の想定を超える自然現象（外部事象）への対処能力を把握することは，今後の原子炉施設の安全確保，安全性向上のために重要であることから，SBO 対策の有効性を確認するための評価ならびに評価手法の改善を含め，継続的に実施」すべきことを挙げた（甲C33-3）。すなわち，基準部会は，外的事象を対象とした確率論的安全評価に基づ
く SBO 対策の策定を要件化すべきことを報告している。
しかし，基準部会の上記知見は，格段目新しいものではない。被告国，及び，被告東電は，全交流電源喪失事象検討 WG において，既に「SBO 規則」等米国の報告を検討しているのであり，外部事象を想定した SBO 規制・対策の必要性を認識しえたものである。

イ

短時間（30 分間）の全交流電源喪失のみの想定であったこと
日本においては，SBO の起因事象として，内部事象のみを想定し，外的事象

43を想定しない結果，短時間の全電源交流喪失のみを想定した SBO 対策を許容31してきた。そのため，本件事故においては，交流電源の復旧ができず，冷却系を維持することができなかった。
ここで，全交流電源喪失の許容時間（SBO 耐久能力）は，単に，非常用蓄電池（バッテリー）の耐久力のみによるのではなく，外部電源の復旧能力も考慮して決定されるべきものである。外的事象で想定するケース（地震，津波，火災等）と，内的事象で想定するケース（人的ミス，機器の故障）では，外部電源の復旧に要する時間が異なるが，内的事象のみを想定するとこの点を適切に評価されないという問題32がある。
事故後の「基準部会」とりまとめにおいては，今後の SBO 対策の基本的な考え方として「SBO が発生した際には，原子炉を安全に停止し，停止後の冷却を確保し，かつ，復旧できること」を挙げ（甲 C33-2），SBO 対策の有効性（SBO
耐久能力）を評価する方法として「…種々の SBO シナリオについて，それぞれSBO 発生後の原子炉の冷却を維持できる時間(耐久時間)を評価すること。また，
耐久時間が外部電源の復旧などにより原子炉を低温停止に移行し，安定的に維持するために必要な資源と態勢を確保するために必要な時間を上回ることを示すこと。」とした。
しかし，上記対策は目新しいものではない。全交流電源喪失 WG は，米国 SBO
規則を参考としているため，上記対策の必要性を認識し，かつ，日本の SBO 対策（規制）に反映し得たものである。

31

なお，短時間を慣行的に「３０分間」と解釈されてきた経緯，根拠は不明であり（甲 C33-7），規制庁，及び，電気事業者も合理的根拠を示し得ないことは前述の通りである（甲 C12）。
32 原子力安全委員会が改訂した「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」は，原子炉施設における設備の耐震設計上の重要度を，S，B 及び C クラスに分類している。しかし「外部電源設備」は，耐震クラスが「ノンクラス」であり，指針上，地震に対する設計上の配慮はされていない（甲 A２-20,31 頁）。この外部電源設備の脆弱性も，規制庁が，外部事象による SBO を軽視していたことの帰結である。
44

ウ

小括

SBO 対策の問題点は，外的事象を想定した確率論的安全評価を実施しないことにより，福島第一原発の潜在的脆弱性を発見し，改善することができなかったことである。
これは，被告らが，遅くとも平成５年時点で，外的事象(地震，津波)を起因とする SBO 発生の可能性についての知見，長時間の SBO によるシビアアクシデントについての知見，及び，関係する国内外の事故故障情報等を知り得たにもかかわらず，
AM 対策に適時かつ適切に反映しなかったことによる（甲 C33-10 参照）。

45

第３

知見の進展

１ 概要
通産省通達を受けて，被告東京電力が実施したＡＭは，過酷事故の原因事象をもっぱら内的事象に限定したものであり，自然災害などの外的事象への対応は，
ＡＭの対象外とされていた。
平成２２年時点においても，電気事業連合会は，「外的事象の評価は，内的事象の評価に比べ不確実さが大きいため」という理由で，外的事象を対象とする
PSA を先送りしている（甲 A1—110 頁：国会事故調）。規制庁においても，原子力安全委員会委員長班目春樹氏（事故当時）は，「（確率論的な考え方を取り入れる国際的な安全基準に対して，日本の安全基準は）全く追いついていない。ある意味では，３０年前の技術か何かで安全審査が行われている実情があります。」と述べ，日本の安全審査の遅れを自認している（甲 C32−６：国会事故調第４回議事録）。
他方，海外においては，外的事象に対応した PSA 手法が進展した。また，海外において外的事象に起因する事故が相次いだ。これらの情報から，日本における知見は深まっていたにもかかわらず，外的事象についての PSA は実行されず，したがって，外的事象を想定した SA 対策（SBO 対策を含む）は具体化しなかった。

46

２ 海外の知見（PSA の進展）
（１） 米国における知見の進展（甲 C２−５１頁〜）［甲 A１−110：国会事故調］

ア

米国における PSA の進展
世界で最初の PSA は，昭和５０年（１９７５年），米国の WASH-1400 報告「原子炉安全研究（RSS：Reactor Safety Study）」である。
その後，米国では，TMI 事故後のシビアアクシデント研究の成果を取り入れて，
NUREG-1150 が実施された。これは，加圧水型プラント３機，沸騰水型プラント
２機を対象として，RSS の結果を改訂することを図ったものである。NUREG-1150
では，外部事象（ここでは火災と地震）についても，PSA を行い「地震や火災に起因する炉心損傷は，内的事象に比べて決して小さくはない」と報告している（甲C２—５７）。
その後，NRC（米国原子力規制委員会）は，昭和６０（１９８５）年に「シビアアクシデント政策声明書」（50FR32138）を公表した。この政策声明書においては，既設の原子力発電所に対しては直ちに新たな規制措置を講じる必要はないとしながらも，①今後，必要があれば規制措置を講じること，②既設の全原子力
47

発電所について個別プラントごとの解析を実施することが示された。SA に対する脆弱性を把握するため，昭和６３（１９８８）年に内的事象を対象とした個別
プラントのごとの解析（IPE:Individual Plant Examination）の実施を事業者に要請し平成４（１９９２）年に終了する。
また，NRC は，平成３（１９９１）年に地震等の外的事象を対象とした個別プ
ラントのごとの解析（ＩＰＥＥＥ：IPE for External Events）の実施を事業者に要請し，１９９６年に終了する。IPEEE の実施により，シビアアクシデントの原因として，地震と溢水などの複合原因の相互作用が問題となることが判明した。

「近年の PSA 技術の進歩」と題する表（平成 7 年時点）
［甲 C2−52：「原子力発電所のシビアアクシデント−そのリスク評価と事故時対処策−」］イ

平成１３（２００１）年同時多発テロ後の規制「B.5.b」
平成１３（２００１）年の同時多発テロを受け，平成１４（２００２）年２月，

NRC は，事業者に対し，暫定保障措置命令（Order for Interim Safeguards andSecurity Compensatory Measures）を発出した（甲 A３−326 頁）。
上記命令の第「B.5.b」節は，設計基準を超えた航空機衝突を含め，あらゆる48

要因による大火災や大爆発により，施設に大きな損傷を受けた場合に対処するた
め，炉心冷却，格納容器閉じ込め機能，使用済燃料プールの冷却能力を保ち又は回復するために，容易に利用可能なリソースを使った緩和方策を採用するよう要求するものであった（甲 A3-327 頁）。なお，テロ対策であることから，「B.5.b」
は，平成１５年当初公開されなかった。

［甲 C１５−２１頁：原子力安全保安院発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデン
ト対策規制の基本的考え方に係る意見聴取会（第１回）の配布資料２より引用］

平成１８（２００６）年３月，青山伸原子力安全・保安院審議官らが，NRCを訪問し，原子力発電所に対する航空機衝突に係る米国の取組の聴取りを行い，保安院は 平成１９（２００７）
年１月の訪問時に NRC より資料33を入手したが，他の機関には伝えなかった（甲 A3：政府事故調３２６頁）。

33

但し，B.5.b 本文等の資料そのものではない（甲 A3-327：政府事故調）。
49

ウ

被告東電は，「B.5.b」の内容を知り得たでは，被告東電は，「B.5.b」の内容を知り得たか。
この点，被告東電は，総括文にて，「運転開始後にも米国のテロ対策(B.5.b)に代表される海外の安全性強化策や運転経験の情報を収集・分析して活用」しなかったこと」を反省し（甲 A5-6 頁），「米国のテロ対策(B.5.b)は，テロ対策という性格から公式には情報が公開されていなかったが，注意深く海外の安全強化対策の動向を調査していれば，気づくことができた可能性があった」とのべ，「B.5.b」の規制内容を知り得た契機として，具体的に以下の５点を指摘している（甲 A6−「１−１」頁）。
①

米国議会における使用済燃料プールのリスク論争②

NRC SOARCA プロジェクト③

EPRI/ASME の関連研究④

ICM 等の法制化の動向⑤

EUR①は，同時多発テロ後の，テロ攻撃による燃料プールの水が喪失した場合についての議論である。２００６年，議会の要請を受けた研究評議会（National
Research Council ）は，米国の燃料プールはテロ攻撃及び壊滅的火災に対して脆弱であると報告した。また，同報告書は，「プールが深刻な被害を受けた場合でも，緊急水噴霧による冷却が可能である（emergency water spray systems）」と報告34した。これは，「B.5.b」の内容の１つである。

②は，米国原子力規制委員会における最先端技術に基づく原子力災害解析
SOARCA35 (State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses )の研究であり，
34
35

http://www.nap.edu/catalog.php?record_id=11263
http://www.nrc.gov/about-nrc/regulatory/research/soar.html
50

平成２３（２０１１）年夏に NUREG-1935 として公開された。同報告によれば，
地震起因の SBO では水素が Mark-I 型のトップヘッドフランジ（沸騰水型軽水
炉の格納容器本体とその上蓋の合わせ面）から漏洩し，建屋内で燃焼するが，B.5.b 対策により回避できるとされた。これは，水素爆発を起こした本件事故の機序をすでに解析していたものと評価できる。
同研究は，平成１９（２００７）年より開始されており，被告東電は，同研究成果について，「NRC の HP でも部分的に公開されていた(注意していれば気付

いたかもしれない。)」として，本件事故前に，「B.5.b」の内容を知り得た契機としている。

③は，米国電力中央研究所 EPRI(The Electric Power Research Institute )，及び，
米国機械学会 SME (The American Society of Mechanical Engineers )における研究のことである。被告東電は，同時多発テロ後に公表された，上記機関の関連レ
ポートにより，米国における対策を知り得たと述べる。
一例として，米国電力中央研究所が平成１６（２００４）年４月に公開した，
セ キ ュ リ テ ィ の 確 率 解 析 の 報 告 （ Probabilistic Consequence Analysis ofSecurity Threats–A Prototype Vulnerability Assessment Process for Nuclear
Power Plants, 1007975, Final Report, April 200436）によれば，テロ事件後，米国電気事業者が４億ドルの追加セキュリティ対策をおこなったこと，確率論的安
全評価の重要性を報告している。

④は，米国における，暫定防護・安全補償措置 ICM(Interim Safeguards andSecurity Compensatory Measures)が法制化されたことを指す。

平成 22 年 10 月ドラフト版発行。
36http://www.epri.com/abstracts/Pages/ProductAbstract.aspx?ProductId=000000

000001007975
51

平成２０（２００８）年４月１０日付け官報において法律案［航空機脅威通報への対応と火災及び爆発に対する緩和措置要件］10CFR50.54(hh)が，提案された（後述）。同法は，B.5.b の要求事項を規制化したものであり，これに着目すれば，「B.5.b」の内容を知る契機となりえた。

⑤は，平成１３（２００１）年４月改訂の，欧州における，軽水炉発電所使用者への要求事項「EUR（European Utility Requirements）」である。同要求は，2001
年4月改訂Cの時点で，すでに，可搬式機器を使ったAMを考慮済みであると報告されている。被告東電は，この事実も，事故前に可搬式設備に着目すべき契機であったと位置づけている。
従って，被告東電自ら，米国等での議論を通じ，「B.5.b」そのものは知り得ないが，「B.5.b」と同様の規制内容を知り得たことを認めている。
また，この「B.5.b」の内容は，平成１９年９月，米国 NRC の航空機衝突の影響評価として，セキュリティ規制案に反映され公開された。平成２１年３月，同
内容をふまえ，セキュリティ規制案を，原子力の安全確保の要件としても位置付けた（上記④）。当該要件においては，爆発や火災によってプラントが大きく損傷した状況下において，炉心冷却，格納容器閉じ込め機能，使用済燃料プールの冷却能力を保ち又は回復することを目的とした準備として，①消火活動，②燃料損傷緩和策，③放射線放出を最小限に抑えるための措置，の三つに分類される１４点37を考慮した方策が要求された。
従って，福島第一原発事故当時，「B.5.b」そのものは公開されていなかったが，「B.5.b」同様の規制内容は公開されており，被告らは，その内容を容易に知り
37①としては，事前に調整済みの火災時対応方針と手引，相互に融通できる消火用資材の評価，設備・資材の待機場所の指定，指揮統制の系統，対応要員の訓練が，②としては，人員の保護と利用，
通信 環境，延焼の最小化，統合火災対応策を実施するための手順，容易に利用可能で事前に設定された機器の確認，統合火災対応策の訓練，使用済み燃料プールにおける影響緩和が，③としては，
水スプレーによるスクラブ，現場対応員の被ばく線量が列挙されている。

52

得た（甲 A3-327,328 頁）。

エ 「B.5.b」規制による結果回避の可能性について① NRC の元委員長 Nils J. Diaz 氏らの発言（甲 A3-329,330 頁）
平成２３年１０月に開催された第１９回原子力工学国際会議（ICONE-19） において，NRC の元委員長である Nils J. Diaz 氏は，講演にて，「もし仮に，日本で B.5.b 型の安全性強化策を効果的かつタイムリーに実施していれば，福島第一原子力発電所の運転員が直面した事態は軽減されていたであろうし，とりわけ，SBO 並びに炉心及び燃料プールの冷却への対処がなされていたであろう」旨発言した。
また，この発言を受けて，平成１６年より原子力委員会委員長をつとめた近藤
駿介氏は，政府事故調のヒアリングに対して「Nils J. Diaz 氏の発言が本当なら，大事故が防げたかもしれないが，米国の B.5.b について，昨年(2011(平成 23) 年)の NRC の委員会会合で，米国は日本を含む国々に考え方を伝えたとの発言があったので，関係者に聞いたところ保安院に伝えたと分かった。」，「保安院は，
あの情報を入手したら，原子力安全の人とちゃんと共有し，安全の立場から見ても利益のある追加対策を使用済燃料プール等に施しておく，少なくともそういう観点からの取扱いをどうするのがよいか内部で協議するべきだったのではないか」と述べた。
さらに，原子力安全委員会委員長班目春樹氏（事故当時）は，第 4 回国会事故調査委員会（平成２４年２月１５日）において，「B5b なんかに至っては，安全委員会は全く知らなかった。今回初めて知って，ああ，これをもっとちゃんと読み込んでおくべきだった。」，「（核セキュリティ−の話は…）安全委員会の所掌ではなくて原子力委員会の所掌で，安全委員会は（情報の伝達を受けなかった）」
旨述べている（甲 C32−6：国会事故調第 4 回議事録）。
以上の事実から，「B.5.b」が指摘する対策を実施していれば，事故を防ぎ得た53

こと，及び，保安院が「B.5.b」内容を把握していたことがわかる。

② 被告東電の総括（甲 A5−６頁）
被告東電は，事故後の総括文の中で，以下の通り述べ，「B.5.b」に示された対策を行えば事故を（少なくとも）緩和できた可能性を認めている。

「米国では 9・11 テロ以降，2002 年に米国原子力規制委員会(NRC:
Nuclear

Regulatory Commission)よりテロ対策を実施するよう命令が出された。今回の事故対応において現場で緊急に行われた消防車による注
水，仮設バッテリーによる水位計や主蒸気逃がし安全弁の機能回復等の作業は，テロ対策で要求された対策と極めて類似したものであった。したがって，もし当社においても予め同様の対策が実施されていれば，事故の進展を少しでも緩和できた可能性がある（甲 A5−12）。」（２）

IAEA（国際原子力機関）の安全指針

平成２１（２００９）年に発行された IAEA の安全指針 NS-G-2.15「原子力発
電所のシビアアクシデント計画」（甲 C16

同安全指針の策定前の安全基準案はDS385 としてコード化されていたため，同安全基準案については，以下「DS385」という）においては，「外部事象を考慮すべき」「外部事象の AM 資源（水源等）
に対する影響を考慮すべき」「外部及び内部の人為事象を考慮すべき」として，停止時，及び，低出力時を含む内的事象並びに外的事象の全事象を含み，また，
使用済燃料プールにおける燃料損傷事故に対する AM 整備を求めている。
DS385 は，平成１７（２００５）年５月の第１９回 NUSSC38会合，同年６月の第１７回 CSS39会合において，安全基準策定計画が承認され，その後，平成２０（２００８）年９月の第２４回 CSS 会合において承認された。
38
39

IAEA の原子力安全基準委員会
IAEA の安全基準委員会
54

NS-G-2.15 を含む「IAEA 安全基準シリーズ」40は，日本においても国際的な整合性を取りつつ，統一のとれた規制を推進していく上で参考とすべき文書であり，その策定に関しては日本（担当機関は，原子力安全・保安院）も立案段階から参画している。DS385 に関しては，平成１９（２００７）年３月，国内検討会
である，第４回 IAEA 国際安全基準検討会41を開催し，NUSSC 会合に向けた対処
方針案，及び，コメント案の検討を行った（甲 A3−301,319,320 頁）。
従って，被告国は，遅くとも平成１７年には，国際基準として外的事象を考慮した AM 整備が議論されていたことを認識していた。

［甲 C16−８頁：NS-G-2.15］（３）

国外における外部事象を起因とする事故の発生

福島第一原発事故発生までに，国内外において，外部事象起因の過酷事故の予兆となる事故が発生していた。これらは，被告らに，外部事象を原因とするシビ
アアクシデント対策（規制）の必要性を予見させる契機となる事実である。

40

IAEA が策定する原子力安全基準文書

41「IAEA 国際安全基準検討会」は，独立行政法人原子力安全基盤機構が主催し，原子力安全委員会，文部科学省，原子力安全保安院，国土交通省が参加し，立案段階から関与する（甲 A3−301，302 頁）。
55

また，被告東電は，以下のフランス，台湾，及び，インドの原発事故を契機として，SA 対策を実施すれば，福島第一事故を（少なくとも）緩和できた可能性があると総括した（甲 A5−13 頁）。
ア

平成１１（１９９９）年 12 月

フランス・ルブレイエ原発電源喪失事故

平成１１（１９９９年）１２月，ルブレイエ原子力発電所において，洪水による電源喪失事故が起きた（INES レベル２の事故）。
ルブレイエ原子力発電所は，ボルドー地方ジロンド河口に位置し，当時４プラ
ント中３プラントが稼働中であった。平成１１年１２月２７日から２８日夜にかけて，強い低気圧による吸い上げと非常に強い突風（約５６m/s）による高波が，満潮と重なり，ジロンド河口に波が押し寄せた。波により堤防内は氾濫し，原子力発電所の一部が浸水した（侵入水量約 100,000m3）。風と波の方向から，１号機と２号機が洪水の影響を最も受け，３号機と４号機は内部に僅かの水が浸水した。洪水の影響により，全号機の２２５kV 補助電源が２４時間喪失し，２号機と４号機の４００kV 送電網が数時間喪失した。４００kV 送電網が復旧するまで，
ディーゼル発電機による非常用電源が正常に供給された。
平成１９（２００７）年，JNES が行った，ルブレイエ原子力発電所の電源喪失事例についての事故解析には，日本においても，「外部事象(津波)による溢水，及び，内部溢水の両方に対する施設側の溢水対策(水密構造等)の実態を整理しておく必要がある」との記載がある（甲 C1742）。
しかし，かかる海外事例からの教訓は，国内（溢水勉強会）で検討されたにもかかわらず，規制内容に反映されなかった。（原告準備書面（４）「溢水勉強会」の項を参照）
被告東電は，同事故に関し，「洪水防止壁は最大潮位を考慮していたが，これに加わる波の動的影響を考慮していなかったために防止壁が押し流されたこと
42

同事故解析には，複数の版があり，上記の記載があるのは，「34-2-②」版，「35-5②」版，「37-2-③（甲 C17）」版
56

が原因であり，国内の施設の設計では津波，高潮等について最も過酷と考えられる条件を考慮していることを確認していた。この分析では，事故が生じた原因のみに着目し，洪水が全電源喪失を容易に引き起こすという結果，そしてどのような対策が実施されたのかに着目していなかった」と総括している（甲 A5−13）。

イ

平成１３（２００１）年３月

台湾第三（馬鞍山）原発の電源喪失事故

平成１３（２００１）年３月１８日 台湾第三原子力発電所（以下「馬鞍山原
子力発電所」という）は，塩霧害を原因とする送電線事故により外部電源喪失事故が発生し，更に非常用ディーゼル発電機の起動失敗が重なったため，全交流電源喪失事故となった（甲 C18）。
原子力安全委員会は，平成１３（２００１）年７月，上記全交流電源喪失事故について検討を行ったが，同事故が外部事象を原因とするＳＢＯの事例であるにも拘わらず，日本におけるＳＢＯ対策の対象に，外部事象に起因するＳＢＯを含めることには繋がらなかった。また，原子力安全委員会，及び，原子力安全・保安院は，被告東電に対し，同事故の検討・確認を指示したが，被告東電は，同事故に関し，「適切に点検・保守管理を行なっていることから，同様の事態が発生する可能性は極めて小さく，また発生しても早期に対応可能」として検討を終了
し，安全委員会らもその内容を了承した。
被告東電は，総括文において，同事例において「事故が生じた原因のみに着目し，全交流電源喪失が生じた場合の影響や採られた対策に着目しなかった。背後要因も，ルブレイエ原子力発電所の分析結果と同様である。」と総括している（甲A5−14 頁）。

ウ

平成１６（２００４）年１２月 インド・マドラス原発事故
平成１６（２００４）年１２月，スマトラ沖津波が原因で，インド・マドラス

原子力発電所の非常用海水ポンプが浸水し運転不能になった。
57

しかし，被告東電は，同事故が海水ポンプを除いてプラント被害がなく，INES
レベル 0 であることから，検討の対象としなかった。
被告東電は，総括文において，『当時「原子力発電所の津波評価技術」による

津波高さの評価結果が十分保守性を有していると考えていたため直ちに対策は実施されず，長期的な対応としてポンプ・モーターの水密化の検討に取り組んでいた。しかしながら，本情報については海水ポンプの機能喪失という原因だけへの対策ではなく，最終ヒートシンクの喪失という結果への対策という観点から着目すべき事故であった。』と総括した（甲 A5−１４）。

58

３ 国内の設計基準を超える外部事象の事例
以下，日本国内において，設計基準を超える外部事象により原子炉が自動停止をした事例43について述べる。これらは，被告国及び被告東電が，外部事象によるシビアアクシデント対策の契機とすべき事例である。
（１） 平成１７年８月１６日宮城県沖地震（東北電力女川原発）
平成１７年８月１６日に発生した宮城県沖地震の影響で，東北電力女川原子力発電所（宮城県牡鹿群女川町所在）は，設計基準を超える地震動により，１，２及び３号機が自動停止した。
同地震は，設計基準を超える外部事象であり，被告らが，外部事象に起因する
シビアアクシデント対策の契機とすべき事例である。

［甲 C１９：女川原子力発電所における宮城県沖の地震時に取得されたデータの分
析・評価及び耐震安全性評価について（報告）添付資料より］（２） 平成１９年３月２５日能登半島沖地震（北陸電力志賀原発）
平成１９年３月２５日能登半島沖地震（マグニチュード６．９）が発生し，志賀町では震度 6 弱を記録した。当時志賀原子力発電所１，２号機はともに点検の43

志賀原発は，地震時には点検のため停止中であった。
59

ため停止中であったが，長周期側44の一部の周期帯で基準地震動を超える地震動が記録された（甲 C２９：北陸電力株式会社「能登半島地震を踏まえた志賀原子
力発電所の耐震安全性確認に係る報告について」）。
同地震も，設計基準を超える外部事象であり，被告らが，外部事象に起因する
シビアアクシデント対策の契機とすべき事例である。

[甲 C２９−4 頁]（３）

平成１９年７月１６日新潟中越沖地震（東京電力柏崎刈羽原発）

平成１９年７月１６日新潟中越沖地震（マグニチュード６．８）が発生し，この地震動により，東京電力柏崎刈羽原発の運転中の３，４，７号機及び起動中の２号機が自動停止した。この際，設計時の加速度値を超える地震動が記録された。

44

地震波には様々な周期の波が含まれており，短周期の波もあれば長周期の波もある。長周期地震動は，地震発生時に約 2-20 秒周期で揺れる震動のことである。
60

［甲 C２０：「新潟県中越沖地震を踏まえた 原子力安全・保安院の対応」より］

柏崎刈羽原発は，同地震の際，発電所対策本部を設置する予定であった事務本館が損壊する被害を受けたため，しばらくの間，発電所対策本部を事務本館内に設置することができず，事務本館の外で緊急時対応を行わざるを得なかった。また，発電所内変圧器で火災が発生した際，その消火に長時間を要する事態となった。
被告東電は，かかる柏崎刈羽原発における教訓から，平成２０年２月までに，
福島第一原発に，化学消防車２台，及び，水槽付消防車１台を配備するとともに，防火水槽を複数箇所に設置し，平成２２年６月には， 福島第一原発の各号機のタービン建屋等に消火系につながる送水口を増設した。
さらに，平成２２年７月頃，発電所対策本部を設置する緊急時対策室を事務本館から免震重要棟に移転させた。免震重要棟は，災害発生時等に発電所対策本部を設置する建物で，震度７クラスの地震が発生しても初動対応に必要な設備の機能を確保できるよう，地震の揺れを抑える免震構造を採用した。
しかし，被告東電は，以上のような水平展開を実施したが，かかる受動的な対61

策を超えて，あらゆる不測の事態の想定に努め，かかる不測の事態に備えるための積極的かつ継続的な AM 策の充実化等の取組を行ってはこなかった（甲 A2−
438 頁:政府事故調中間報告）。

（３） 新潟中越沖地震を経ての被告東電の外部事象に対する認識
政府事故調査委員会によれば，新潟中越沖地震後の被告東電の認識は，以下の通りである。同地震が外部事象に起因するシビアアクシデント対策の契機であったにもかかわらず，被告東電が，漫然これを怠ったことがわかる。

武藤栄顧問（取締役副社長兼原子力・立地本部長等を歴任）， 小森明生
常務取締役（元原子力・立地副本部長（原子力担当）（以下「小森常務」 という。）及び，吉田昌郎福島第一原発所長（元原子力設備管理部長）（以下「吉田所長」という。）を始めとする幹部や耐震技術センターのグループマ
ネージャーらは，「設計基準を超える自然災害が発生することや，それを前提とした対処を考えたことはなかった。」旨述べたが，設計基準を超える自然災害が発生することを想定しなかった理由について明確な説明をした者はおらず，「想定すべき外部事象は無数にあるので，外部事象を想定し始めるときりがない。」旨供述した幹部もいた。吉田所長は，「平成１９年７月の新潟県中越沖地震の際，柏崎刈羽原発において事態を収束させることができたことから，ある意味では設計が正しかったという評価になってしまい，設計基準を超える自然災害の発生を想定することはなかった。」旨述べており，かかる供述は，東京電力において，設計基準を超える自然災害が発生することを想定した者がいなかったことの一つの証左といえる。
（甲 A2-438,439 頁:政府事故調中間報告）

４ 溢水勉強会の知見
保安院，及び，原子力安全基盤機構（JNES）は，平成１８年１月，
「溢水勉強
62

会」を立ち上げ，内部溢水及び外部溢水に関する原子力施設の設計上の脆弱性の問題を検討した。この点，詳細は原告ら準備書面（４）で述べたので，以下，必要な限度で再論する。
平成１８年５月１１日，溢水勉強会にて，被告東京電力は，代表プラントとして選ばれた福島第一原発５号機について，第５号機の敷地高さ O.P.+１３m よりも１メートル高い，①O.P.+１４m，及び，設計水位である O.P.＋５．６m と O.P.+
１４m の中間である，②O.P.+１０m を，津波水位と仮定し，津波水位による機器影響評価を報告した（甲 B１８：溢水勉強会第３回での東電報告書）。
被告東電は，この報告書にて，O.P.+１４m の津波，すなわち 5 号機の敷地高を超える津波が生じた場合には，海側に面した，T/B（タービン建屋）大物搬入路，及び，S/B（サービス建屋）入口から海水が浸水し，非常用海水ポンプが使用不能に陥ることを報告した。（非常用海水ポンプが使用不能になれば，原子炉を冷却できなくなり炉心損傷（メルトダウン）に至る。）
また，この場合，T/B の各エリアに浸水し，電源設備の機能を喪失する（全電源喪失）可能性があること，さらに，電源の喪失に伴い，原子炉の安全停止に関わる電動機，弁等の動的な機器が機能を停止すると報告した。
以上の事実から，被告国，及び，被告東電は，外部事象（津波）に起因する
SBO，及び，SA 対策の必要性を認識していた。

63

第４ SA（SBO）対策の予見義務
１

本件における予見の対象

本書面「第２」において，日本においては，外的事象 PSA が実施されず，外的事象に起因するシビアアクシデント対策（規制），及び，SBO 対策（規制）がなされなかったことの問題点を述べた。
本書面「第３」において，述べた事情は以下の２点に整理できる。

①「外的事象に起因する SA 対策（規制）の必要性」を予見する契機②「外的事象に起因する SBO 対策（規制）の必要性」を予見する契機

そして，SBO は，外的事象に起因するシビアアクシデントの主要な寄与要因と位置づけられるので，①は②を含む関係にある。

２

平成１４年までに被告国，及び，被告東電に予見義務が発生した
平成１４年４月，原子力安全・保安院（平成１３年１月発足）は，「アクシデントマネジメント整備上の基本要件について」（甲 C２８）を策定し，他方，被告東電ら電気事業者は，同年５月に，「アクシデントマネジメント整備報告書」
を被告国に提出し，日本のシビアアクシデント対策は終了する。
しかし，国内外の知見の進展，事故事例の報告等により，遅くとも平成１４年までには，被告国，及び，被告東電に，外部事象に起因するシビアアクシデント（SBO を含む）対策・規制の必要性についての予見義務が生じていた（「第２，２（６）」参照）。
平成１４年までに生じた内外の知見については，次表のとおりである。

64［シビアアクシデント（SBO）対策の知見に関する略年表］

S50（1975）年

米国 原子力発電所に対する世界初の確率論的安全評価（WASH-1400）

S54（1979）年 3 月

スリーマイル島（TMI）２号機の事故

S60（1985）年

米国「シビアアクシデント政策声明書」

S61（1986）年 4 月

チェルノブイリ 4 号機の事故

S62（1987）年 2 月

米国 NUREG-1150（初版）S62（1987）年７月

国内で PSA に基づく AM の検討を開始（原子力安全委員会共通問題懇談会）

S63（1988）年

米国「SBO」規則 策定

H2（1990）年 2 月

原子力安全委員会 中間報告（共通問題懇談会中間報告）

H3（1991）年

米国

NRC が事業者に対し，地震等の外的事象を対象とした個別プラントごとの解析（IPEEE）の実施を指示

H3（1991）年 3 月

安全委員会 全交流電源喪失 WG にて SBO の調査検討

H4（1992）年 5 月

原子力安全委員会決定（共通問題懇談会最終報告）「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策としてのアクシ
デントマネージメントについて」

H4（1992）年 7 月

通商産業省公益事業部長通達「アクシデントマネジメントの今後の進め方について」
電気事業者に対し，PSA の実施，AM 整備の検討，報告を要請

H6（1994）年 3 月

電気事業者，通産省に対し，個別プラントの AM 報告書を提出

H6（1994）年 10 月

通産省，上記報告書を評価検討し，原子力安全委員会に報告「軽水型原子力発
電所におけるアクシテデントマネジメントの整備について検討報告書」

H8（1996）年 9 月

通産省課長通知「発電用軽水型原子力発電施設におけるアクシデントマネジメントの整備に
ついて」

65

電事業者に資料提出を促す

H11（1999）年 12 月

仏

H13（2001）年 3 月

台湾

ルブレイエ原発事故（洪水を原因とする SBO 事故）
第三（馬鞍山）原発事故（霧害を原因とする SBO 事故）

H13（2001）年 9 月

米国

H14（2002）年 2 月

米国

航空機テロ

暫定保障措置命令（第「B.５.b」項）

H14（2002）年 4 月

原子力安全保安院「アクシデントマネジメント整備上の基本要件について」策定

H14（2002）年 5 月

電気事業者「アクシデントマネジメント整備報告書」提出

H14（2002）年 10 月

原子力安全保安院 「軽水型原子力発電所におけるアクシデントマネジメントの整備結果について」の評価報告書を発表し，有効なＡＭが整備されたと結論づける。

［以下，参考として平成 14 年以降の事象を記載］
H16（2004）年 12 月
H17（2005）年 5 月

インド

マドラス原発事故

IAEA NUSSC 会合にて「原子力発電所のシビアアクシデント計画」の前身「DS385」が承認される。

H17（2005）年 8 月
H18（2006）年 5 月

東北電力女川原発にて設計基準を超える地震動（宮城県沖地震）
溢水勉強会

被告東京電力が，設計基準を超える外的事象（津波）により，福島第一原発が，SBO 及び SA に至る調査結果を報告

H19（2007）年１月

保安院「B.5.b」入手

H19（2007）年 3 月

北陸電力志賀原発にて設計基準を超える地震動（能登半島沖地震）

H19（2007）年 7 月

東京電力柏崎刈羽原発にて設計基準を超える地震動（新潟中越沖地震）

以上66