資料 No.3

福島第一原子力発電所事故を教訓とした
県内原子力発電所の安全性向上対策について（大飯３，４号機の安全性について）（案）

平成２４年６月
福井県原子力安全専門委員会

目次

はじめに

…

1

第１章

…

3

国等の事故調査の状況
国等の調査によって明らかとなった事故原因

…
…

3
5

福島第一原子力発電所事故を踏まえた国の対応状況

…

9

…

9

…

11

…

14

…
…
…
…
…
…
…
…
…
…
…
…
…
…
…
…
…
…
…
…
…
…
…

14
21
22
20
25
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38
40
42
42
43
44
46
46
47
48
49

１－１
１－２

福島第一原子力発電所事故等の状況

第２章
２－１
２－２

第３章

国がこれまでに実施してきた安全対策
原子力発電所の再起動に当たっての安全性についての国の判断基準

３－１
３－２
３－３

関西電力が実施している大飯３、４号機の安全性向上対策とその確認結果３－４

３－５

大飯３、４号機の安全性向上対策の実施計画
本委員会における安全性向上対策の確認の方式
本委員会の確認結果（１）電源確保対策（２）地震対策（３）津波対策（４）炉心冷却機能の確保対策（５）使用済燃料ピット冷却機能の確保対策（６）その他のシビアアクシデント対策（７）初動人員体制の強化（８）指揮命令系統の明確化（９）シビアアクシデント対応能力の向上（10）情報通信網等の強化（11）災害対応資機材等の充実
中期の安全性向上対策の代替措置等の確認（１）免震事務棟（２）フィルタ付格納容器ベント（３）防波堤等
県が独自に指示した安全対策（１）設備面の安全向上対策の実施（２）組織人員体制の充実（３）途絶えさせない情報通信網の確立（４）歴史的視点からの津波痕跡物調査の実施

第４章
４－１
４－２
４－３

審議結果について

50

…
…
…

50
53
54

第５章

…

55

国が示した判断基準に対する本委員会の見解
大飯３、４号機の安全性向上対策に対する本委員会の見解
本委員会の今後の対応…

今後の安全確保に向けて国等に対応を求める事項

添付資料
添付１

福井県原子力安全専門委員会委員名簿（安全対策検証委員会委員名簿含む）

添付２

福島第一原発事故に関する原子力安全専門委員会の審議実績

添付３

福島第一原発事故に関する福井県の対応状況

はじめに
平成 23 年３月 11 日に発生した東北地方太平洋沖地震（マグニチュード 9.0）と津波により、東京電力福島第一原子力発電所において、原子炉が冷却できず
炉心燃料が溶融する過酷事故が発生した。福井県には全国最多の 14 基の原発があり、事故発生時には９基の原子炉が運転中であった。
本委員会は、福島のような事故は福井では起こさせないよう原発の安全性を高めることが何よりも重要と考え、これまで１年余りの間に、検証委員会を含めて 17 回にわたり保安院および事業者等から聴取や現地調査を繰り返し、事業者の安全対策を審議・検証してきた。
本委員会は、事故直後の３月 14 日、敦賀および美浜発電所の現地調査を行い、冷却機能等の状況を確認した。３月 25 日には、歴史資料やボーリング調査により若狭湾における津波の痕跡調査を行う必要があることを事業者に指摘した。
平成 23 年４月１日には、迅速に事業者の安全対策を検証するため、特別に「安全対策検証委員会」を設置し、平成 23 年 11 月までに５回にわたり、電源車の配備などの緊急安全対策や、緊急時対応の人員体制などの初動体制の充実・強化策について確認・検証を行った。
一方、国は、専門家の意見聴取会により策定した 30 項目の対策など、これまでの議論を整理して、平成 24 年４月６日に「原子力発電所に関する四大臣会合」
において「再起動の安全性に関する判断基準」を決定し、４月 13 日、大飯原子力発電所３、４号機の安全性は確保されていることを確認した。
本委員会は、４月 14 日に枝野経済産業大臣が福井県に判断基準の報告を行って以降、この判断基準で示された対策が、福島第一原発事故と同様の事故の進展を防ぐものとなっているかの検証を行った。また、関西電力大飯原子力発電所３、４号機について、判断基準に照らして対策が十分実施されているかを検証した。
本委員会の役割・使命としては、主に以下の点に集約できる。
・事業者の安全対策を国に先駆けて提言し、これらは国の安全基準に反映されていること・独自の視点から設備の安全点検や津波の歴史的調査等を事業者に指示した
こと
・安全対策の実施状況について、自らが発電所現地において確認したこと
本報告書は、福島第一原発事故以降に事業者が進めてきた安全対策の実施状
況と国が示した判断基準、大飯原発３、４号機の安全性について、本委員会の見解をまとめたものである。
1

なお、本委員会の審議は、政府の事故調査・検証委員会、保安院の意見聴取
会等の調査結果を議論の前提としている。
今後、万が一、異なる事実認定や見解により、政府調査等の信頼性が揺らぐようなことがあれば、本委員会として改めて審議することを付言しておく。

2

第１章

福島第一原子力発電所事故等の状況

本章は、福島第一原発事故に関する国等の調査状況および明らかとなった基本となる事実を整理したものである。これらの事実を前提として、本委員会は、
政府の原発の再起動に関する安全性についての判断基準や事業者の安全性向上
対策を確認することとした。

１－１

国等の事故調査の状況

政府の原子力災害対策本部では、福島第一原発事故の収束に全力を挙げると
ともに、事故の正確な情報や得られる教訓を汲み取り、国際原子力機関（ＩＡ
ＥＡ）の閣僚会議に報告するため、平成 23 年６月、得られた事実関係をもとに事故の評価と、今後取り組むべき安全対策の教訓等を取りまとめた。
政府が設置した「東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会」
では、発電所内での事故対処の経緯等について関係者からの聴取を行うなど詳細に調査・検証を行っており、平成 23 年 12 月には、中間報告を取りまとめた。
この他、民間においても独自に調査、検証が行われている。
①

現在までに公表された政府や民間等による事故調査報告書は表１－１のとおりである。
表１－１

調査主体
政府原子力災害対策本部

福島第一原子力発電所事故に係る調査報告書
報告書名
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 ―東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会
中間報告

東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会[政府事故調査委員会]（畑村洋太郎委員長他 11 名）
福島第一原子力発電所事故調 東京電力（株）福島第一原子力発電所の事故の検討と対策の提査検討会（日本原子力技術協会、電力、 言メーカ等の専門家 15 名）Team H2O プロジェクト
福島第一原子力発電所事故から（大前研一 他）
何を学ぶか
福島原発事故独立検証委員会 福島原発事故独立検証委員会報
告書[民間事故調査委員会]（北澤宏一委員長他５名）

3

公表日
平成 23 年６月７日
平成 23 年９月 11 日
第２報
平成 23 年 12 月 26 日
中間報告

平成 23 年 10 月 27 日

平成 23 年 12 月 21 日
平成 24 年２月 28 日

②

また、保安院は、平成 23 年９月から、地震や津波、高経年化の事故への影響等を技術的観点から検証するため、原子炉工学や地震工学など様々な分野の専門家で構成する４つの意見聴取会を設置し、福島第一原発事
故の事実解明や原因究明、技術的課題の検討を行い、平成 24 年２月、中間取りまとめを公表した。これら意見聴取会の検討内容等は表１－２のとおりである。

表１－２
意見聴取会名（設置日）

保安院が設置した意見聴取会
委員数
検

討

内

容

技術的知見に関する意見聴取会（平成 23 年 10 月 24 日）
地震・津波に関する意見聴取会（平成 23 年９月 30 日）

事故の発生及び事象進展について現時点
までに判明している事実を分析し、それらを基に技術的課題を整理
福島第一・第二原子力発電所、女川及び東海第二原子力発電所で観測された地震動や津波を評価し、耐震安全性の知見を検討

建築物・構造に関する意見聴取会（平成 23 年９月 29 日）
高経年化技術評価に関する意見聴取会（平成 23 年 11 月 29 日）

福島第一・第二原子力発電所、女川及び東海第二原子力発電所の建屋や機器への影
響等を検討
福島第一原発事故における経年劣化事象の影響の有無を検討③（開催回数：平成 24
年５月末まで）

８名
（9 回）
24 名
（26 回）(地震動、活断層、津波関係も含む)

15 名
（9 回）
12 名
（15 回）

上記の他、国会においても東京電力福島原子力発電所事故調査委員会（黒川清委員長他９名）を平成 23 年 12 月に設置し、政府と事業者の情報共有や指揮命令系統の状況について検証を行っている。現時点において、調査の結果は公表されていないが、これらは、福井県が国に提言している特別な監視体制により対応がなされるべきものと考えている。

4

１－２

国等の調査によって明らかとなった事故原因

福島第一原子力発電所１、２、３号機については、現時点において、格納容器内などの現場確認ができていない状況であるが、政府の事故調査報告書等によると、事故原因は次のとおりとされている。
（地震発生から津波到来までの状況）
地震の揺れにより、送電鉄塔や開閉所等の電気設備が損壊し、長期間にわたり外部電源が喪失した。さらに地震による主要機器への影響については、津波到来までのプラントデータの確認や、観測された実際の地震動による応力評価、現場調査の結果等から以下の知見が示された。
プラントデータによる評価
・ 津波到来までの間に記録していた各号機の原子炉圧力や水位等の挙動を分析すると、原子炉を冷却するために必要な安全機能は確保されており、機能が損なわれていたことを示唆するプラント挙動は得られていない
地震動による応力評価
・ 観測された地震動を用いて機器に作用した応力を評価した結果、原子炉圧力容器や原子炉格納容器、主蒸気系配管など安全上重要な７施設
では健全性の評価基準値以下であった・ 運転開始後 60 年までの機器の経年劣化を考慮し強度評価した結果等をみても、経年劣化が事故の発生・拡大の要因になったとは考え難い
地震動による応力評価と現場での確認
・ 水素爆発や放射能汚染等の影響がなく現場を確認できる状態の５号機で、評価基準値を上回った地震動を受けたとされる原子炉隔離時冷却系配管等の支持構造物の調査を行った結果、安全機能を損なうような損傷がないことを確認した
なお、津波が到来する前に、原子炉圧力容器・格納容器・重要な配管類の一部が、地震動により破壊されたのではないかとの指摘があることに対して、政府等の事故調査報告書や意見聴取会は、そのような事実は確認できていないとしている。
（津波到来後の状況）
津波到来後の事故進展については、以下の知見が示された。
・

津波の到来により、海側に設置されていたポンプ類がすべて機能を喪
失した
5

・

・
・
・

・

・

・

建屋への浸水により、地下階にあった非常用ディーゼル発電機、非常用蓄電池（直流電源）、１階および地下階にあった配電盤等が同時に水没・被水し、冷却に必要な機器や弁等が作動せず「冷やす機能」の多くが喪失した
非常用蓄電池の機能が喪失したことにより、中央制御室の監視計器の機能も喪失し、プラント状況の監視ができなかった
１号機は、非常用復水器が直流電源喪失等のため十分機能せず、早期に原子炉の水位が維持できない状況となった
２号機、３号機は、原子炉隔離時冷却系または高圧注入系が作動し水位が維持されていたが、直流電源の枯渇および制御用空気圧力の低下
による弁の開操作不能等により機能喪失に至るとともに、原子炉圧力容器の減圧ができず、消防ポンプによる代替注水にスムーズに移行できなかった
その結果、１号機、２号機、３号機いずれの原子炉も、時間差はある
ものの原子炉の水位の低下により炉心が露出し、炉心損傷・溶融に至った炉心が露出した際、過熱された燃料被覆管のジルコニウムと水が反応し、大量の水素が発生し、それが原子炉圧力容器から原子炉格納容器を経て原子炉建屋内に漏えいし、同建屋内上部で爆発するに至った
燃料棒内に閉じ込められていた放射性物質が建屋内から周辺環境に大量に放出された6

福島第一原子力発電所１～４号機の被災状況は表１－３のとおりである。
表１－３

福島第一原子力発電所における被災状況

１号機
被災前の運転状況観測された地震動

津波の遡上高さ(主要建屋敷地高さ)
外部電源
非常用電源
(非常用ディー
ゼル発電機)

２号機

運転中
全ての周期帯で基準地震動を下回った

直流電源

炉心冷却機能

水素爆発

運転中
運転中
一部の周期帯 一部の周期帯
で基準地震動 で基準地震動
を上回った
を上回った
11.5～15.5ｍ(10ｍ)
全て喪失した（全５回線）

４号機
定検中
全ての周期帯で基準地震動を下回った

起動したが、津波により使用不能になった

海水ポンプ
施
設
へ
の
影
響

３号機

津波で機能が喪失した津波で機能が喪失した
非常用復水器が直流電源喪失等により十分機能せず、原
子炉水位を維持できなくなり、炉心損傷に至った
原子炉建屋で
水素爆発

影響はなかっ津 波 で 機 能 が たが、最終的にバッテリーが喪失した
枯渇した
原子炉隔離時 原子炉隔離時
冷却系が直流 冷却系と高圧電源枯渇等に 注水系が直流より機能喪失 電源枯渇等にするとともに、 よ り 機 能 喪 失
代 替 注 水 に 移 するとともに、行できず、炉心 代 替 注 水 に 移行できず、炉心損傷に至った
損傷に至った－原子炉建屋で水素爆発

津波で機能が喪失した(定検中で炉心に燃料はなかった)

３号機で発生した水素が流入し、原子炉建屋で水素爆発

今回の地震・津波では、東京電力福島第一原子力発電所（６基）以外にも、
福島第二原子力発電所（４基）、東北電力東通原子力発電所（１基）、女川原子力発電所（３基）、日本原子力発電東海第二発電所（１基）の合計 15 基（いず
れも沸騰水型原子炉）が影響を受けた。
15 基のうち、地震発生時に運転中であったのは 11 基で、その全てが地震発生直後に自動停止した。
福島第二原子力発電所、女川原子力発電所および東海第二発電所では、想定を超える津波が来襲したものの、外部電源または非常用電源が確保され、海水7ポンプの機能も確保されたことから、原子炉は冷温停止状態となり、過酷事故に進展しなかった。
福島第一原子力発電所以外の主なプラントの状況は表１－４のとおりである。
表１－４

観測された地震動
津波の遡上高さ(主要建屋の高さ)
外部電源
施
設
へ
の
影
響

非常用電源
(非常用ディ
ーゼル発電機（DG）)

福島第一原子力発電所以外の主なプラントの状況

福島第二原子力発電所
１号機
一部の周期帯で基準地震動を上回った

女川原子力発電所
１号機
一部の周期帯で基準地震動を上回った

最大約 18.7ｍ（12ｍ）
１回線が確保（全４回線）された

最大約 13.8ｍ（13.8ｍ）
１回線が確保（全５回線）されたが、起動変圧器が停止し外部電源
は喪失した
全２台起動

全３台起動したが、津波により使用不能になった

津波で機能が喪失した

影響なし

海水ポンプ

運転停止後の原子炉の状況

仮設分電盤・ケーブル、 非 常 用 電 源 が 確 保 さ
高圧電源車等で電源を れ、３月 12 日未明、冷復旧、海水ポンプのモ 温停止状態となったータを緊急に取替え、３月 14 日夕方、冷温停止状態となった8

東海第二発電所
すべての周期帯で基準地震動を下回った
最大約 5.3ｍ（8ｍ）
全て喪失した（全３回線）

全３台起動したが、DG 用海水ポンプ１台が津波で使用不能となり、２台運転となった
上記 DG 用１台以外には影響はなかった
非常用電源が確保され、３月 15 日未明、冷温停止状態と
なった

第２章

福島第一原子力発電所事故を踏まえた国の対応状況

本委員会は、これまで、国が実施してきた安全対策の実施状況や国が策定した原子力発電所の再起動に当たっての判断基準、関西電力が実施した安全対策の実施状況を審議の対象としている。
本章では、このうち、国の安全対策の対応状況および再稼動の判断基準を要約するものである。
本委員会としての審議結果については、第４章において明らかにしている。

２－１

国がこれまでに実施してきた安全対策

福島第一原発事故発生以降、これまで国が実施してきた安全対策の種類およびその内容は以下のとおりである。
（緊急安全対策の実施）
国は、平成 23 年３月 30 日、福島第一原子力発電所が津波の影響により全ての電源を喪失し、冷却機能が失われたことを踏まえ、今回のような巨大地震に付随した極めて大きな津波に見まわれても、原子炉や使用済燃料の冷却を継続的に行い、炉心や使用済燃料が損傷することを防止するため、電源車、消防ポ
ンプ・ホースの配備、建屋の扉等の浸水対策（シール施工）などの緊急安全対策を各事業者に指示した。
その後、国は全国の原子力発電所への立入検査等を行い対策の実施状況を確認し、平成 23 年５月６日、原子炉や使用済燃料の損傷を防止できる対策が適切に措置されているとして、上記の対策を盛り込んだ事業者の保安規定を認可（核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第３７条第１項※１）した。
このことについて、国は、５月９日に原子力安全委員会に報告した。
（シビアアクシデント対策の実施）
平成 23 年６月７日、「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」が公表された。国は、万が一、炉心損傷等の過酷事故が生じた際に迅速に対応するための通信手段の確保や、がれき撤去用重機の配備、高放射線対応防護服等の整備、水素爆発防止対策などのシビアアクシデント対策を各事業者に指示し、６月 18 日、事業者の対応状況を立入検査などで確認した。
このことについて、国は、６月 23 日に原子力安全委員会に報告した。
（ストレステストの実施）
平成 23 年７月６日、原子力安全委員会は、原子力委員会及び原子力安全委員会設置法第 25 条※２の規定に基づき、経済産業大臣に対し、既設の発電用原子炉
9

施設について、設計上の想定を超える外部事象に対する頑健性に関して、総合的に評価を行うことを要請した。これを受けて国は、平成 23 年７月 11 日、全国の原子力発電所について、設計上の想定を超える事象に対して、どの程度の安全裕度を有するかを評価するため、欧州諸国で導入されているストレステス
トを参考に、原子力発電所の安全性に関する総合的評価（以下「ストレステス
ト※３」という）を実施することを決定、７月 22 日、各事業者に対して評価の実施と結果の報告を求めた。国は、その一次評価の結果をもとに、定期検査で停止中の原子力発電所の運転再開の可否を判断することとした。
※１ 核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律
第３７条１項
原子炉設置者は、主務省令で定めるところにより、保安規定（原子炉の運転に関する保安教育についての規定を含む。）を定め、原子炉の運転開始前に、主務大臣の認可を受けなければならない。これを変更しようとするときも、同様とする。
※２ 原子力委員会及び原子力安全委員会設置法
第２５条
原子力委員会又は原子力安全委員会は、その所掌事務を行うため必要があると認めるときは、関係行政機関の長に対し、報告を求めることができるほか、資料の提出、意見の開陳、説明その他必要な協力を求めることができる。
※３ ストレステスト
保安院は、ストレステストの二次評価では、プラントの安全裕度（実耐力）を評価するとともに、
地震・津波以外の自然現象や炉心損傷後の事故進展を対象とした評価も行うことを検討している。

10

２－２

原子力発電所の再起動に当たっての安全性についての国の判断基準

国は、福島第一原発事故の技術的な課題について、専門家による検証も含め、１年以上にわたる議論を積み重ねた結果を整理し、４月６日の四大臣会合において、特に、再起動に当たっての基準を決定した。
これらの判断基準は、ダブルチェック機関である原子力安全委員会に対して必要な報告が行われ、助言や評価がなされている。その内容は以下のとおり。

基準（１）福島第一原発事故では、地震や津波による電気設備の故障等により外部電源が全て受電できない状態となり、さらに津波による浸水という共通要因によって「冷やす」機能に関係する安全設備を作動させるための電気設備や海水ポン
プが機能喪失したことが致命的であった。このことから、基準（１）では、「地
震・津波による全電源喪失という事象の進展を防止するための以下の安全対策が既に講じられていること。」として、所内電源設備対策や、冷却・注水設備対策などの 16 項目の安全対策を示した。
表２－１ 基準（１）で示された 16 項目の安全対策①
所内電源設備
対策の実施

1)電源車やケーブル等の配備及び地震・津波の影響を受けない場所への保管

2)直流電源の浸水対策
3)電源車による給電実施手順の確立と訓練の実施②
4)確実な冷却・注水のための最終ヒートシンクの多様性確保
冷却・注水設備 5)冷却・注水機能維持に使用される機器の浸水対策
対策の実施
6)給水実施手順の確立と訓練の実施
7)給水のための消防車・ポンプ車等の確保及び地震・津波の影響を受けない場所への保管
8)消防車・ポンプ車等の燃料を外部から調達可能な仕組みの構築③
9)低圧代替注水の手順・体制の明確化と訓練の実施
格納容器破損 10)ベント実施の手順・体制の構築と訓練の実施（ＢＷＲのみ）対策等の実施 11)ベント弁等の駆動源の代替手段の確保（ＢＷＲのみ）④
12)中央制御室の非常用換気空調系設備（再循環系）を運転可能とする
管理・計装設備 13)発電所構内の通信手段の確保
対策の実施
14)計装設備を使用可能とする
15)高線量対応防護服、個人線量計等の資機材確保と放射線管理要員を拡充できる体制の整備
16)がれきを迅速に撤去できるホイールローダ等の重機の配備

この基準（１）の 16 項目については、福井県が、平成 23 年４月２日に各事業者に対し策定を要請し、４月８日に提出された安全対策に係る実行計画書の中にすべて含まれている。
11

基準（２）
基準（２）は、地震・津波による全交流電源喪失という事象の進展を防止するための基準（１）の対策が既に講じられたプラントについて「国が『東京電力福島第一原子力発電所を襲ったような地震・津波が来襲しても、炉心及び使用済燃料ピットまたは使用済燃料プールの冷却を継続し、同原発事故のような燃料損傷には至らないこと』を確認していること。」としている。
福島第一原発事故では、地震や高経年化により安全上重要な設備・機器等が機能を失うような影響を受けていないと推定されること、地震動は敷地周辺の活断層、過去に起きた地震の規模や敷地との距離などの条件を踏まえて想定されるべきであることから、各原子力発電所の最新の基準地震動を用いることが適当であり、複数の活断層の連動可能性等も考慮して保守的に評価した場合の地震動の下でも、燃料損傷に至らないと判断されることが必要としている。
また、津波については、福島第一原子力発電所の想定津波高さが 5.5m であったところ最大遡上高さ 15m の津波に襲われたことを踏まえ、県内の原子力発電所においては、想定津波高さより 9.5ｍ以上高い津波に耐えられることを求めている。
本委員会は、平成 24 年４月 16 日、基準（２）について、具体的な確認手段としてストレステスト（一次評価）を用いた評価結果について国から説明を受けた。具体的には、大飯発電所３，４号機は、地震については基準地震動（700ガル）の 1.80 倍（1,260 ガル）まで耐えられる、また、津波については想定津波高さ 1.9m を 9.5m 上回る 11.4m の津波までは燃料損傷に至らないとの結論で
あった。

基準（３）
基準（３）は、保安院の意見聴取会および政府の事故調査・検証委員会における事象の分析や知見を踏まえ、「下記の事項について、基準（１）で実施済み
であるか否かにかかわらず、更なる安全性・信頼性向上のための対策の着実な実施計画が事業者により明らかにされていること。さらに、今後、新規制庁が打ち出す規制への迅速な対応に加え、事業者自らが安全確保のために必要な措置を見いだし、これを不断に実施していくという事業姿勢が明確化されていること。」として、以下の対策を示している。
①

原子力安全・保安院がストレステスト（一次評価）の審査において一層の取組を求めた事項②

原子力安全・保安院が、福島第一原子力発電所事故の技術的知見に関する意見聴取会での議論を踏まえてとりまとめた「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」で示した 30 の安全対策（表２－２）
12

表２－２ 技術的知見に関する意見聴取会で示された 30 の安全対策
外部電源対策

所内電気設備対策

冷却・注水設備対策

格納容器破損・水素爆発対策

管理・計装設備対策

対策１

外部電源系統の信頼性向上

対策２変電所設備の耐震性向上

対策３

開閉所設備の耐震性向上

対策４

外部電源設備の迅速な復旧

対策５

所内電気設備の位置的な分散対策６

浸水対策の強化

対策７

非常用交流電源の多重性と多様性の強化

対策８非常用直流電源の強化

対策９

個別専用電源の設置

対策 10

外部からの給電の容易化

対策 11電気設備関係予備品の備蓄

対策 12

事故時の判断能力の向上

対策 13

冷却設備の耐浸水性確保・位置的分散

対策 14

事故後の最終ヒートシンクの強化

対策 15

隔離弁・SRV の動作確実性の向上

対策 16

代替注水機能の強化

対策 17

使用済燃料プールの冷却・給水機能の信頼性向上

対策 18

格納容器の除熱機能の多様化

対策 19

格納容器トップヘッドフランジの過温破損防止対策

対策 20

低圧代替注入への確実な移行対策 21

ベントの確実性・操作性の向上

対策 22

ベントによる外部環境への影響の低減

対策 23

ベント配管の独立性確保

対策 24

水素爆発の防止（濃度管理及び適切な放出）対策 25

事故時の指揮所の確保・整備

対策 26

事故時の通信機能確保

対策 27

事故時における計装設備の信頼性確保

対策 28

プラント状態の監視機能の強化

対策 29

事故時モニタリング機能の強化

対策 30

非常事態への対応体制の構築・訓練の実施※下線部は主に BWR が対象

13

第３章

関西電力が実施している大飯３、４号機の安全性向上対策とその確認結果本章は、関西電力（以下「事業者」という。）が事故以降実施してきた安全性向上対策や、さらなる信頼性向上対策として国が示した 30 項目の対策の実施状
況について、その内容と確認結果を示すものである。
本委員会としては、国が示した基準にとどまらず、立地条件や地域性の観点等から独自に事業者に対策を求めるなど、慎重に検討を進めた。
その結果を以下に示す。

３－１

大飯３、４号機の安全性向上対策の実施計画

国は、再稼働にあたっての判断基準に基づき、平成 24 年４月６日関西電力に対し、30 項目の安全対策の実施計画を示すよう指示し、関西電力は、４月９日、大飯３、４号機の安全性向上対策の実施計画をとりまとめ保安院に報告した。
その実施計画の内容を表３－１および表３－２に示す。

14

表３－１

原子力安全・保安院がストレステスト（一次評価）の審査において一層の取組を求めた事項と大飯３、４号機の実施計画

項目

大飯３、４号機の実施計画
実施済み
中長期対策
①常駐要員の強化②協力会社支援体制の構築③対策本部要員のより確実な召集②指揮所の代替措置・訓練①免震事務棟の設置

取組１）
要員召集体制の構築
および強化
取組２）
免震事務棟の前倒し設置およびより確実な代替措置の構築
取組３）
空冷式非常用発電装
置の分散配置取組４）３号機浸水口の津波による漂流物防護策の強化
取組５）
陀羅山トンネル内の未使用配管の撤去
取組６）
消防ポンプの代替の取水地点の検討①落石防護柵の設置②分散配置(付属ケーブルの恒設化設計中。
平成 24 年 10 月完了予定)―①浸水口手前に車両等の漂着物進入防止のための鋼製門扉の設置②浸水口である防潮扉の水密扉への取替―①陀羅山トンネル内における耐震クラスの低い未使用配管の撤去①漂着物撤去用の重機配備②代替取水ポイントの選定、訓
練の実施

15

表３－２ 福島第一原発事故の技術的知見に関する 30 の安全対策と大飯３、４号機の実施計画
項目

対策１
外部電源系統の信頼性向上
対策２変電所設備の耐震性向上
対策３
開閉所設備の耐震性向上
対策４
外部電源設備の迅速な復旧
対策５
所内電気設備の位置
的な分散対策６
浸水対策の強化

対策７
非常用交流電源の多重性と多様性の強化

対策８非常用直流電源の強化
対策９個別専用電源の設置
対策 10
外部からの給電の容易化

大飯３、４号機の実施計画
緊急安全対策および自主的取組
信頼性向上対策（短期対策：実施済み）（中長期対策）①外部電源系統の信頼性評価③鉄塔基礎の安全性評価②送電鉄塔の耐震性強化④大飯３,４号機の安全系所内
高圧母線に大飯支線(77kV)を接続①耐震性を強化した断路器の回 ②京北開閉所の気中断路器の高線を２回線確保
強度がいしへの取替え①NISA 文書に基づく開閉所電気
設備の耐震性評価③がいし型遮断器のタンク型遮断器への設備更新①損傷箇所を迅速に特定できる設備の導入①空冷式非常用発電装置の配備①建屋の浸水防止対策(シール施工)①空冷式非常用発電装置の配備（対策５①で実施済）②非常用交流電源全般の外部電源復旧までの十分な燃料確保③非常用交流電源の多様性の強化①空冷式非常用発電装置からの充電①重要なパラメータを監視する
予備の可搬型計測器等の手配（対策 27①で実施済）①電源喪失時のバックアップ設
備による給電の確実かつ容易
化

16②NISA 文書に基づく開閉所電気設備の詳細な耐震性評価、耐震性向上対策
②復旧手順を定めたマニュアルの整備および必要な資機材の確保②緊急用高所受電設備の設置②水密扉への取替え③津波の衝撃力緩和対策④外部電源受電設備の浸水対策⑤浸水時の排水機能の確保⑥非常用ディーゼル発電機空調用ダクトかさ上げ等④恒設非常用発電機の設置②常用系蓄電池との接続③蓄電池の追加設置②重要なパラメータを監視する
予備の可搬型計測器等の配備（対策 27②で実施）②緊急用高所受電設備の設置（対策５②で実施）③給電口以外への接続マニュア
ルの整備

項目

対策 11
電気設備関係予備品
の備蓄

対策 12
事故時の判断能力の向上

対策 13
冷却設備の耐浸水性確保・位置的分散対策 14
事故後の最終ヒート
シンクの強化対策 15
隔離弁・SRV の動作確
実性の向上
対策 16
代替注水機能の強化

大飯３、４号機の実施計画
緊急安全対策および自主的取組
信頼性向上対策（短期対策：実施済み）（中長期対策）①M/C、P/C、ケーブルなど電源 ④緊急用高所受電設備の設置（対策５②で実施）
設備関係予備品の高所倉庫などへの確保②復旧作業環境確保のための照明設備の確保
③電気設備関係資機材などに関する情報やマニュアルの整
備、訓練①最優先すべき状況の判断基準 ⑤運転員などのシビアアクシデ
ント対応能力向上の明確化、対応手順の整備②状況判断を可能とするハード、ソフトの整備③緊急時対策所などにおける事
故時通信機能の確保（対策 26①で実施済）④引き津波発生時の対応手順書の整備①建屋の浸水防止対策(シール施工)（対策６①で実施
済）②代替設備を含めた位置的分散①最終ヒートシンクの多重性、多様性確保②非常用炉心冷却系統の健全性確認③非常用炉心冷却系統の耐震サ
ポート、タンク基礎ボルトの健全性確認①隔離弁の動作確実性の向上②主蒸気逃がし弁の動作確実性の確認①代替注水設備の駆動源の多様化②水源の多重性、多様性の確保③海水接続口の整備④補助給水ライン改造

17③水密扉への取替え（対策６②で実施）④津波の衝撃力緩和対策（対策６③で実施）④最終ヒートシンク確保のための海水冷却・固定式機器の津波への耐性強化（対策６③で実施）③更なる資機材・予備品の確保⑤中圧ポンプの配備

項目

対策 17
使用済燃料プールの冷却・給水機能の信
頼性向上

対策 18
格納容器の除熱機能
の多様化

対策 19
格納容器トップヘッ
ドフランジの過温破損防止対策(主にＢＷＲのみを対象)
対策 20
低圧代替注水への確
実な移行(主にＢＷＲのみを対象)
対策 21
ベントの確実性・操
作性の向上
対策 22
ベントによる外部環
境への影響の低減
対策 23
ベント配管の独立性確保
対策 24
水素爆発の防止（濃度管理及び適切な放出）(主にＢＷＲのみに適用)

大飯３、４号機の実施計画
緊急安全対策および自主的取組
信頼性向上対策（短期対策：実施済み）（中長期対策）①冷却、給水機能の多重性およ ⑥使用済燃料ピット広域水位計の設置（対策 28②で実施）
び多様性の確保②外部支援がない場合の冷却期間の確保③冷却・給水機能の信頼性向上④使用済燃料ピットポンプの健全性確認⑤使用済燃料ピットの監視強化（対策 28①で実施済）①余熱除去系などによる除熱機 ⑤フィルタ付ベント設備の設置（対策 22②で実施）
能の確保②大容量ポンプの配備③交流電源（代替電源含む）に頼らない除熱機能の追加確保④格納容器スプレイリングの健
全性確認－－(ＰＷＲプラントにトップヘッ
ドはないため、対策不要)①低圧代替注水のマニュアル整
備②更なるマニュアルの充実①主蒸気逃がし弁の動作確実性の確認（対策 15②で実施済）①格納容器スプレイによるよう素除去②フィルタ付ベント設備の設置（対策 22②で実施）①ベント配管の独立性確保②フィルタ付ベント設備の設置（対策 22②で実施）①アニュラス排気設備運転手順の整備②静的触媒式水素再結合装置の設置

18②フィルタ付ベント設備の設置

項目

対策 25
事故時の指揮所の確
保・整備
対策 26
事故時の通信機能確
保対策 27
事故時における計装設備の信頼性確保
対策 28
プラント状態の監視機能の強化

大飯３、４号機の実施計画
緊急安全対策および自主的取組
信頼性向上対策（短期対策：実施済み）（中長期対策）③免震事務棟の設置①緊急時対策所被災時の対応②中央制御室横の会議室での指揮所機能確保
①通信設備の信頼性向上②緊急時対応支援システム(ERSS)へのデータ伝送系増強③ＴＶ会議システムの導入検討④更なる通信設備の信頼性向上⑤通信設備の移設（対策 25③で実施）
①重要なパラメータを監視する ②重要なパラメータを監視する
予備の可搬型計測器等の手配
予備の可搬型計測器等の配備①使用済燃料ピットの監視強化②使用済燃料ピット広域水位計の設置③格納容器内監視カメラの活用検討④「過酷事故用計装システムに関する研究」

対策 29
事故時モニタリング
機能の強化①発電所敷地境界のモニタリン
グポストの電源対策②発電所敷地境界のモニタリン
グポスト汚染時の対応

対策 30
非常事態への対応体制の構築・訓練の実
施①非常時対応に必要な資機材・予備品確保②マニュアル・必要な情報の整
備、保管③緊急時対応体制の強化、要員
召集方法の強化④夜間等より厳しい状況を想定した訓練⑤指揮命令系統の明確化、特命班の設置⑥更なる対応体制の強化③既設伝送ラインに加え、無線伝送装置を設置し伝送を２重化④停電や汚染に柔軟に対応できる可搬型モニタリングポストの追加配備⑦更なる資機材・予備品の確保

19

（参考）

大飯発電所３、４号機の主な仕様

炉心燃料体数

大飯３号機
加圧水型軽水炉(PWR)
118.0 万 kW
平成 3 年(1991 年)12 月 18 日
（H24.4 現在で 20 年経過）
193 体

大飯４号機
同左
同左
平成 5 年(1993 年)2 月 2 日（H24.4 現在で 19 年経過）
同左

燃料集合体
制御棒

17×17 型二酸化ｳﾗﾝ燃料
磁気ｼﾞｬｯｸ駆動、53 体

同左
同左

原子炉容器

低合金鋼製

同左

原子炉格納容器
蒸気発生器

ﾌﾟﾚｽﾄﾚｽﾄｺﾝｸﾘｰﾄ造
4基

同左
同左

型式
定格電気出力
運転開始［備考］①原子炉容器の照射脆化
鋼材は、ある温度よりも低い温度では破壊に対する粘り強さが急に低下する性質を持っており、その温度を関連温度（脆性遷移温度）とよんでいる。
原子炉容器について言えば、炉心からの中性子は高いエネルギーを持っている
ため、原子炉容器を構成する鋼材に中性子が衝突すると、原子の配列に乱れが生じる。この結果、鋼材が脆くなるなど材料特性が変わる。この現象を照射脆化という。
このため、原子炉容器と同じ材料でできた監視試験片を、あらかじめ原子炉容器内に入れておき、この試験片を計画的に取り出し機械試験等を行うことにより、脆性遷移温度の上昇量等を確認している。
大飯発電所３、４号機では、運転開始前の脆性遷移温度はともに-30℃で、最新の結果は、60 年以上の運転に相当する照射量（1/4 板厚位置）で-20℃および-15℃である。
②制御棒の挿入性
加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）では、運転中、制御棒は炉心から引き抜かれており、様々な異常を検知した場合、自重で落下し炉心に挿入される。制御棒の引き抜き・保持は、電磁石により行われており、この電源がなくなると制御棒は自重で落下する。
大飯発電所３、４号機の制御棒挿入時間に関しては、原子力安全委員会におけるストレステストの審議の過程で出された質問に対し、保安院から耐震指針の基
準地震動に対する詳細解析結果として挿入時間 1.88 秒（評価基準値 2.2 秒）であることを説明している。本委員会は関西電力から説明を受け詳細解析の基礎デー
タを確認した。

20

３－２

本委員会における安全性向上対策の確認の方式

本委員会では、事業者の安全性向上対策について、安全性をわかりやすく系
統立てて確認するため、対策の効果に着目して 11 項目に区分した。以下、それに基づき確認することとする。
具体的には、設備面の対策について、６区分（「（１）電源確保対策」、「（２）地震対策」、「（３）津波対策」、「（４）炉心冷却機能の確保対策」、「（５）使用済
燃料ピット冷却機能の確保対策」、「（６）その他のシビアアクシデント対策」）に分類した。
また、組織人員体制面の対策について、５区分（「（７）初動人員体制の強化」、「（８）指揮命令系統の明確化」、「（９）シビアアクシデント対応能力の向上」、「(10)情報通信網等の強化」、「（11）災害対応資機材等の充実」）に分類した。
安全性向上対策についての本委員会の評価区分と国の対策区分の関係は、表３－３のとおりである。
表３－３

安全性向上対策についての本委員会の評価区分と国の対策区分の関係
本委員会の評価区分

国の対策区分
「外部電源対策」「所内電気設備対策」「外部電源対策」「所内電気設備対策」「冷却・注水設備対策」「（１）電源確保対策」「（２）地震対策」「（３）津波対策」「（４）炉心冷却機能の確保対策」「（５）使用済燃料ピット冷却機能の確保対策」「冷却・注水設備対策」「（６）その他のシビアアクシデント対策」「格納容器破損・水素爆発対策」「管理・計装設備対策」「（７）初動人員体制の強化」「（８）指揮命令系統の明確化」「（９）シビアアクシデント対応能力の向上」「（10）情報通信網等の強化」「（11）災害対応資機材等の充実」「冷却・注水設備対策」「管理・計装設備対策」

21

３－３

本委員会の確認結果

以下 11 区分に従い、本委員会としてのそれぞれの確認結果を示す。

（１）電源確保対策（事故前の状況）
大飯発電所３、４号機で採用している加圧水型軽水炉（以下「ＰＷＲ」という。）では、安全上重要な設備への電源は、外部につながる複数の送電線から確保し、これらの外部電源が喪失した場合には、非常用ディーゼル発電機（２台／基）が起動して電源を供給する。
（注）以下、４章では、（事故前の状況）として、福島第一原発事故前のＰＷＲのシステムや国および事業者の取組み等の状況を記載する。

（事故の主な知見）
地震による受電系統の電気設備の損傷等の理由で外部から受電できなかった。
また、非常用ディーゼル発電機等の電気設備が建屋の浸水によりほぼ同時に水没・浸水し機能を失ったとされている。
（注）以下、４章では、（事故の主な知見）として、政府等の事故調査報告書や保安院の意見聴取会における主な知見を記載する。

（事業者の対応状況）
外部電源の強化策として、送電線の碍子について耐震性を強化したものに取り替えるとともに、外部電源が喪失して非常用ディーゼル発電機が起動しない事態（全交流電源喪失）においても電源を確保できるようにするため、空冷式
非常用発電装置の配備（２台／基）を既に完了した。
今後、更なる対策として、分散配置した空冷式非常用発電装置の付属ケーブルの恒設化、全交流電源喪失に備えるための蓄電池の追加設置（大容量化）や、電源の更なる信頼性向上のため、津波の影響を受けない高台への恒設非常用発電機の設置を計画している。
（本委員会の確認結果）
本委員会は、現場で空冷式非常用発電装置の設置状況を確認し、同装置が共通要因による同時機能喪失のリスクを回避するために高台（33m）に分散配置されていることや、短時間で電源接続を行うことが可能となるように、ケーブルコネクタの接続方法の改良が行われていること、それを使った訓練（平成 23 年
度実績：34 回）を実施していることを確認した。
これらのことから、全交流電源喪失時に空冷式非常用発電装置から事故対応に必要な設備へ電源供給が行われることを確認した。

22

本委員会では、全交流電源喪失時にプラント状態の監視や緊急時の安全設備の操作等に必要な電力を供給する蓄電池の持続時間について再検討すべきであるとの指摘を行っており、これに対し、事業者が、平成 27 年度までに蓄電池の容量を負荷の切り離しを行わずに８時間、不必要な負荷の切り離しを実施した
上で、24 時間の稼動を可能となる容量を確保するため、現在、設置場所も含め検討を行っていることを確認した。
（県独自の指示）
本委員会は、事故時に炉心冷却状態を監視するために重要となる原子炉水位を直接監視する水位計の計装用電源を強化すべきであると指摘した。
これに対し、事業者は、原子炉水位計の電源を空冷式非常用発電装置から受電できるよう運用の変更を行うこととし、マニュアルの変更を行った。
表３－４
項目

電源確保への事業者の対応状況
対策

実施状況

非 常 用 交 流 電 源 ○空冷式非常用発電装置の配備
済の多重性と多様（基準(３)②－対策７①） （基準(１)①1）および性の強化基準(１)④14)に該当）○非常用交流電源全般の外部電源復旧までの十分な燃料確保済（基準(３)②－対策７②）○非常用交流電源の多様性の強化
済（基準(３)②－対策７③） （基準(１)①1)に該当）○空冷式非常用発電装置の分散配置
済（基準(３)①－取組 3）①②) （付属ケーブル恒設化
設計中、平成 24 年
10 月完了予定）○恒設非常用発電機の設置
平成 27 年度完了予定（基準(３)②－対策７④）（地質調査中）非 常 用 直 流 電 源 ○空冷式非常用発電装置からの充電
済
装置の強化（基準(３)②－対策８①）○常用系蓄電池との接続（基準(３)②－対策８②）

平成 24 年度完了予定（接続手順検討中）○蓄電池の追加設置（基準(３)②－対策８③）

平成 27 年度完了予定（設計中）

個 別 専 用 電 源 の ○重要なパラメータを監視する予備の可
設置
搬型計測器等の手配および配備（基準(３)②－対策９①②）（基準(３)②－対策 27①②）
外 部 電 源 系 統 の ○外部電源系統の信頼性評価
信頼性向上（基準(３)②－対策１①）

23

平成 24 年 6 月完了予定（配備中）済

○送電鉄塔の耐震性強化
済（基準(３)②－対策１②）○鉄塔基礎の安定性評価
平成 24 年度完了予定（基準(３)②－対策１③）（対策工事中）○大飯３、４号機の安全系所内高圧母線に
平成 25 年 12 月完了予定
大飯支線（77kV）を接続（設計中）（基準(３)②－対策１④）
変 電 所 設 備 の 耐 ○耐震性を強化した断路器の回線を２回
済
震性向上
線確保
（基準(３)②－対策２①）○京北開閉所の気中断路器の高強度がい平成 25 年度完了予定
しへの取替え（基準(３)②－対策２②）（製作中）
開 閉 所 設 備 の 耐 ○ＮＩＳＡ文書に基づく開閉所電気設備
震性向上の耐震性評価（基準(３)②－対策３①）○ＮＩＳＡ文書に基づく開閉所電気設備の詳細な耐震性評価、耐震性向上対策（基準(３)②－対策３②）
外 部 電 源 設 備 の ○損傷箇所を迅速に特定できる設備の導迅速な復旧入（基準(３)②－対策４①）○復旧に伴う必要な資機材の確保（基準(３)②－対策４②）
外 部 か ら の 給 電 ○電源喪失時のバックアップ設備によるの容易化
給電の確実かつ容易化（接続コネクタの改良等）（基準(３)②－対策 10①）
○緊急用高所受電設備の設置（基準(３)②－対策 10②）
○給電口以外への接続マニュアルの整備（基準(３)②－対策 10③）
電 気 設 備 関 係 予 ○海水ポンプモータや、ケーブルなど電気備品の備蓄
設備関係予備品の高所倉庫などへの確保（基準(３)②－対策 11①）
○復旧作業環境確保のための照明設備の確保（基準(３)②－対策 11②）
○電気設備関係資機材などに関する情報
やマニュアルの整備、訓練（基準(３)②－対策 11③）
○緊急用高所受電設備の設置（基準(３)②－対策 11④）

済
耐震性評価：
平成 25 年度完了予定（評価中）済
平成 24 年 9 月完了予定（資機材手配中）済
平成 27 年度完了予定（設計中）
平成 24 年度完了予定
（策定中）
済

済
済
平成 27 年度完了予定（設計中）（３章の表に共通する記載について）対策欄にある（ ）の記載は、関西電力が平成 24 年４月９日に保安院に報告した基準(３)に関する取組もしくは対策の番号を示す。
基準(３)①…保安院がストレステスト（一次評価）の審査において一層の取組を求めた事項（表３－１参照）
基準(３)②…保安院が技術的知見に関する意見聴取会での議論を踏まえ示した 30 の安全対策（表３－２参照）

24

（２）地震対策（事故前の状況）
国は、平成 18 年９月に改定された「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」（以下「耐震指針」という。
）に基づき、既設発電所の耐震安全性評価（バックチェック）を進めており、大飯発電所については、それまでに想定していた地震動を改め、前面海域にある FO-A と FO-B の海域断層が連動することを考慮して、基準地震動を 700 ガルと設定し、主要機器の健全性を確認している。
大飯発電所敷地の地質・地質構造については、３，４号機建設時に実施した文献調査、ボーリング調査(188 本、総延長約 12,400ｍ)、試掘坑調査(総延長約1,350ｍ)などにより、原子炉施設の設置に問題がないことを確認している。
（事故の主な知見）
福島第一原子力発電所２、３、５号機における原子炉建屋基礎版上の観測記
録は、基準地震動Ｓｓに対する応答加速度値を一部の周期帯で上回った。
今回の東北地方太平洋沖地震で得られた知見として、海溝型地震では、従来の想定以上の断層すべり量であったことや地震セグメントの連動等により大きな地震動が生じたとされている。また、内陸地殻内地震では、今回の地震に伴う大きな地殻変動により、広域にわたって応力場に影響が及び、これまで活動性が低い断層の活動が誘発され、地震前に比べ活断層が動きやすくなっているとされている。
（国および事業者の対応状況）
今回の福島第一原発事故後、保安院の地震・津波に関する意見聴取会は、若狭湾周辺の活断層の連動性として、連動を考慮した海域の FO-A と FO-B と陸域の熊川断層との連動について審議を行い、地質構造的につながるものではなく、連動を考慮する必要はないことを確認した。
事業者は、念のためこれらの３つの断層が連動した場合の地震動評価を行い、その結果、断層モデルによる地震動（760 ガル)と距離減衰式による地震動（643ガル）の値を得た。また、事業者は、これらの地震動の値はいずれも、大飯発
電所３、４号機のストレステスト（一次評価）において、燃料損傷に至らないと確認されている地震動の値（1260 ガル）を下回っていることから、原子炉容器や蒸気発生器などの主要機器の耐震安全性や制御棒挿入性についても問題がないことを確認した。
基準地震動に対する大飯３、４号機周辺斜面の安定性評価については、事業者は、斜面を滑らせようとする力と斜面がすべりに抵抗する力の比である安全率の算定を行い、2.7 という数値結果を得ている。これは、原子力発電所耐震設計技術指針の評価基準値である 1.2 を満足しており、保安院は、大飯３、４号
機の周辺斜面の安定性は確保されており、原子炉施設の安全機能に重大な影響を与えるような崩壊を起こさないとの評価をまとめている。

25

（本委員会の確認結果）
本委員会は、FO-A～FO-B、熊川断層の連動について保安院から説明を受け、３連動を考慮した断層モデルによる地震動評価に関しては、FO-A～FO-B と熊川断層のつなぎ方やパラメータを適切に設定しており、短周期レベルの不確かさを考慮して評価していることを確認した。また、応答スペクトル法による地震動評価に関しては、経験式の適用限界も考慮した上で地震動を評価していることを確認した。これらのことから、連動を考慮した地震動評価は妥当であると考えている。
また、大飯発電所敷地内の破砕帯については、保安院は耐震バックチェック
において、後期更新世以降に活動したものではないと判断している。
大飯３、４号機の周辺斜面については、本委員会の現場確認で、建設時に原
子炉建屋等を設置するために岩盤を切り下げてできたものであること、また、斜面には部分的にアンカーを設置しているが、安定性の評価にあたっては、アンカーの効果を考慮せずに評価していることなどを確認した。
（県独自の指示）本委員会および県は、今回の地震を踏まえ、非常用炉心冷却系統の耐震機能を確認するため、配管の支持構造物や、屋外タンク等の基礎ボルトの点検を行うよう指示し、事業者は、設備の現場総点検を実施した。

（３）津波対策（事故前の状況）
原子炉設置許可の際には、想定される津波高さが発電所敷地高さ以下であるとしていた。その後、土木学会「原子力発電所の津波評価技術（平成 14 年）」を用いて想定津波高さを評価し、非常用ディーゼル発電機や海水ポンプ等の重要機器施設が浸水しないことを確認している。
（事故の主な知見）
福島第一原子力発電所において、津波は敷地前面海域から到来し、主要建屋
設置敷地のほぼ全域が浸水したとされている。
今回の津波は、プレート間地震による長周期の津波と海溝軸沿いで発生した
短周期かつ大振幅の津波との重畳等により大規模化したとされている。
事故原因は、原子炉補機冷却系、非常用ディーゼル発電機の冷却用の海水ポ
ンプおよび非常用ディーゼル発電機、配電盤等の多くの重要機器が津波で冠水し、電源や冷却機能の確保に支障をきたしたとされている。
（事業者の対応状況）
事業者は、これまでの土木学会「原子力発電所の津波評価技術（平成 14 年）」を用いて評価した設計想定津波高さ（約 1.9ｍ）に 9.5m を加えた 11.4m の高さ
26

まで、建屋内への浸水を防ぐ対策として、電源確保、炉心冷却機能や使用済燃料ピット冷却機能確保の観点から必要な機器が配置される部屋への浸水口となる扉および貫通部についてシール施工を完了した。また、扉については、更なる信頼性向上のために、順次、水密扉への取り替えを実施中である。
なお、これらの設備が配備されている建屋は、9.7m の高さにあり、浸入口については、この高さが想定されている。
今後、更なる対策として、津波の衝撃力を緩和するため、取水口前面に設置している防波堤のかさ上げ（8m）、海水ポンプエリアや淡水タンクエリアへの防護壁（6m）の設置、また、外海から影響を受ける可能性のある放水路ピットのかさ上げ（15m）の実施、３、４号機用海水系機器等周囲の防潮堤（6m）の設置を予定している。
（本委員会の確認結果）
本委員会は、電動補助給水ポンプやタービン動補助給水ポンプなど、原子炉の冷却機能確保に必要な重要機器が設置されている建屋への浸水対策として、
11.4m の高さまでの浸水を想定し、外壁にある外部扉（合計 15 箇所）と貫通部（合計 57 箇所）について、水密扉への取替え（１箇所）、防潮扉の設置（８箇所）、既存扉の隙間へのシールゴム施工（４箇所）、扉隙間へのシール材注入による閉止措置（２箇所）、配管貫通部の隙間へのシール材注入（合計 57 箇所）を実施済みであることを確認した。
また、電動補助給水ポンプやタービン動補助給水ポンプのある区画に通じる
通路の内部扉（合計７箇所）についても、シール施工を行っており、このうち１箇所については水密扉に取替えを実施済みであることを確認した。
なお、浸水対策として設置した防潮扉のシール材には合成ゴムを使用しており、15m の静水圧に耐えられる強度を有している。また、配管等の貫通部については、充てん材を使用しており、15m の静水圧に耐える強度を有している。通常
扉および閉止措置のシール材については、防潮扉と同等の合成ゴムを使用しているものの、扉本体の強度の差により、11.4m の静水圧に耐える強度となっている。
これらのことから、11.4m の高さまでは、電動補助給水ポンプやタービン動補
助給水ポンプなど、原子炉の冷却機能確保のための重要機器が浸水することはないことを確認した。
（県独自の指示）
本委員会では、平成 23 年３月 25 日の委員会において、委員より、「日本海側
は、太平洋側と比較して巨大災害を引き起こす現象の発生頻度は低いと考えられるが、日本海側の津波の痕跡の調査情報の蓄積が必要である」との意見が出された。
27

この意見を踏まえ、事業者は、若狭地域における津波痕跡調査を行うことを決定し、調査位置の選定作業など行い、平成 23 年 10 月 24 日から三方五湖周辺の堆積物のボーリング調査（９地点）を開始した。
その後、事業者は、平成 23 年 11 月、保安院の指示に基づき、天正地震（1586年）に関する試料分析などの調査を先行して実施し、「天正地震の年代の地層を含む表層１ｍ以浅には津波堆積物の指標となり得る砂層は認められない」とする調査結果をまとめ、平成 23 年 12 月、保安院に提出した。
この結果は保安院の意見聴取会で審議され、平成 24 年１月 25 日、「古文書に記載されているような天正地震による大規模な津波を示唆するものはない」との見解が示された。
その後、事業者は、津波に関する痕跡データの更なる拡充を目的に、平成 24
年２月 16 日、追加調査（14 地点）の実施を決定し、現在、調査を進めている。
表３－５
項目

津波対策への事業者の対応状況
対策

実施状況

浸水対策の強化○建屋の浸水防止対策（シール施工）（基準(３)②－対策６①）（基準(３)②－対策 13①）
○水密扉への取替え（基準(３)①－取組 4）②）（基準(３)②－対策６②）（基準(３)②－対策 13③）○津波の衝撃力緩和対策（防波堤のかさ上げや海水ポンプエリアへの防護壁の設置等）（基準(３)②－対策６③）（基準(３)②－対策 13④）
（基準(３)②－対策 14④）
○外部電源受電設備の浸水対策（基準(３)②－対策６④）○浸水時の排水機能の確保（基準(３)②－対策６⑤）○非常用ディーゼル発電機空調用ダクト
かさ上げ等 （基準(３)②－対策６⑥）
所 内 電 気 設 備 な ○空冷式非常用発電装置の高所配備
どの高所配備（基準(３)②－対策５①）○緊急用高所受電設備の設置（基準(３)②－対策５②）○恒設非常用発電機の高所設置（基準(３)②－対策７④）○代替設備を含めた高所配備および位置的分散（基準(３)②－対策 13②）28

済
（基準(１)②5)に該当）
平成 24 年 9 月完了予定（対策工事中）平成 25 年度完了予定（対策工事中）平成 25 年度完了予定（対策工事中）平成 24 年 9 月完了予定（仕様検討中）平成 24 年 6 月完了予定（対策工事中）済（基準(１)①1)に該当）
平成 27 年度完了予定（設計検討中）平成 27 年度完了予定（地質調査中）済（基準(１)①1)に該当）

３ 号 機 浸 水 口 の ○浸水口手前に車両等の漂流物進入防止のための鋼製門扉の設置
津波による漂流（基準(３)①－取組 4）①）
物防護策の強化

平成 24 年 9 月完了予定（設計検討中）（４）炉心冷却機能の確保対策（事故前の状況）
ＰＷＲでは、全交流電源喪失によりすべての非常用冷却装置が使えなくなった場合、蒸気発生器を使って間接的に原子炉を冷却する。具体的には、蒸気発生器で発生する放射能を含まない２次系蒸気を主蒸気逃がし弁から大気に放出することにより放熱し、蒸気発生器への給水は、蒸気発生器からの蒸気を用いて駆動するタービン動補助給水ポンプによって行う。また、電源が復旧次第、１次系の余熱除去ポンプ等を起動し、海水に熱を逃がすことにより原子炉を直接冷却する。
なお、沸騰水型軽水炉（以下「ＢＷＲ」という。）は、全交流電源喪失時に、蒸気によって駆動する原子炉隔離時冷却系および高圧注入系を用いて炉心に冷却水を給水し、原子炉圧力容器内で発生した蒸気をサプレッションチェンバーに放出することで排熱する。この状態が長期間続く場合には、格納容器の圧力が上昇するため、格納容器ベントによりサプレッションチェンバーから蒸気を大気に放出することで排熱する。
（事故の主な知見）
福島第一原発事故では、津波の到来により、海側に設置されていた冷却用のポンプ類がすべて機能を喪失し、また、消防車等による注水・海水注入の具体的な方策があらかじめ策定されておらず作業に手間取るなど、自然災害によって炉心が重大な損傷を受ける事態に至ることを防止する対策は極めて不十分であったとされている。
（事業者の対応状況）
蒸気発生器による冷却の確保では、蒸気発生器へ給水する手段として、通常のタンク水の給水に加え、海水注入を追加し、このために必要となるエンジン
駆動の消防ポンプや消火ホースの配備を行った。また、海水ポンプが機能喪失した場合の代替手段として、移動式の大容量ポンプを配備した。
また、更なる対策として、蒸気発生器への給水が確実に行えるよう、消防ポ
ンプよりもさらに吐出圧の高い中圧ポンプ（電動）の配備や、接続配管の恒設化を一部実施しており、この対策を除き計画した対策は完了している。
（本委員会の確認結果）
本委員会の現場確認で、消防ポンプや大容量ポンプの配備が完了しており、これらのポンプを用いた実際の訓練（平成 23 年度実績：59 回）も行われている29

ことを確認した。また、消防ポンプや大容量ポンプについては、点検において潤滑油の状況を確認していること、空冷式であるため冷却水なしにポンプを十分冷却できること、消防ポンプの燃料として 7.2 日分（10,250ℓ以上）のガソリンを確保していること、大容量ポンプの燃料は軽油であるが代替燃料としてＡ
重油（補助ボイラ燃料タンク、非常用ディーゼル発電機地下燃料タンク）の使用が可能であることを確認した。
これらのことから、常設の給水系統が使用不能の場合でも、消防ポンプを用いた蒸気発生器への給水が行えること、全交流電源喪失の条件下でも空冷式非常用発電装置と大容量ポンプを使った余熱除去系による除熱が可能であることを確認した。
（県独自の指示）本委員会や県の指摘および指示に対し、以下の対応を実施していることを確認した。
・

万一、非常用炉心冷却設備が使用できない場合でも、炉心に直接注水する手段を確保しておくことが、冷却機能の多様化の観点からも非常に重要であると指摘し、事業者は、消防ポンプおよび消火水系を利用して原子炉への注水を行う手順を整備するとともに、必要な機器を対象弁に接続する訓練などを実施していることを確認した。

・

非常用炉心冷却系統の健全性確認の観点から、通常の試験では通水しない
炉心注入ラインを使用して、実際に原子炉容器に水が注入できることを確認するよう指示し、事業者は注水試験を実施した。

・

事故時に格納容器内の圧力を抑制する設備の健全性確認の観点から、通常の系統機能確認に加え、格納容器スプレイリングの健全性確認として 10 年に１度実施する格納容器スプレイリングへの通風試験を実施するよう指示
し、事業者は通風試験を実施した。
表３－６
項目

炉心冷却機能確保への事業者の対応状況
対策

実施状況

冷 却 設 備 の 位 置 ○冷却設備の位置的分散
済的分散（基準(３)②－対策 13②） （基準(１)②7)に該当）
事 故 後 の 最 終 ヒ ○多重性・多様性の確保（大容量ポンプの済
ートシンクの強配備等）（基準(１)②4)に該当）
化（基準(３)②－対策 14①）
○非常用炉心冷却系統の健全性確認済（基準(３)②－対策 14②）
○非常用炉心冷却系統の耐震サポート、タンク基礎ボルト健全性確認済（基準(３)②－対策 14③）30

主 蒸 気 逃 が し 弁 ○主蒸気逃がし弁の動作確実性の確認
済（基準(３)②－対策 15②）の動作確実性の（基準(１)③9)に該当）（基準(３)②－対策 21①）
確認
代 替 注 水 機 能 の ○駆動源の多様化 （消防ポンプの配備等）
済
強化（基準(３)②－対策 16①） （基準(１)②7)に該当）○水源の多重性・多様性確保済（基準(３)②－対策 16②） （基準(１)②4)に該当）○海水接続口の設置、補助給水ライン改造済（基準(３)②－対策 16③④）○中圧ポンプ配備
平成 24 年５月完了予定（基準(３)②－対策 16⑤）
消防ポンプの代○漂着物撤去用の重機配備
替取水地点の検（基準(３)①－取組 6）①）
討済（５）使用済燃料ピット冷却機能の確保対策（事故前の状況）
ＰＷＲでは、使用済燃料ピットポンプと使用済燃料ピット冷却器を使用し、使用済燃料から出る崩壊熱を海水に逃がし冷却する。また、ピット水面からの水の蒸発により使用済燃料ピットの水が減った場合には、２次系純水タンクから水を補給する。
（事故の主な知見）
福島第一原発事故では、電源喪失や水素爆発の影響で、使用済燃料プールへの注水や冷却の機能が喪失したとされている。また、ＢＷＲでは使用済燃料プールが原子炉建屋の上部に設置されていることもあり、高所への継続的な注水手段の確保には時間がかかったとされている。

（事業者の対応状況）
使用済燃料ピットへの水の補給手段を多様化するため、消火水や海水を供給できるエンジン駆動の消防ポンプや消火ホース等の配備を行った。
今後、更なる対策として、使用済燃料ピットの監視強化のため、非常用電源から給電される広域水位計の設置を計画しており、これを除き計画した対策は完了している。
（本委員会の確認結果）
本委員会は、現場確認において、水源とポンプの燃料が確保されていること
や、消防ポンプを用いた訓練（平成 23 年度実績：22 回）が実施されていることを確認した。
31

また、ＢＷＲは使用済燃料ピットが原子炉建屋の最上階にあるのに対し、ＰＷＲは、原子炉建屋のまわりにある原子炉補助建屋に設置され、構内道路からアクセスできる位置にあることを確認した。
これらのことから、消防ポンプを用いた使用済燃料ピットへの給水は継続して行えることを確認した。
（県独自の指示）本委員会や県の指摘等に対し、以下の対応を実施していることを確認した。
・

使用済燃料ピット内の燃料を冷却するために必要となるポンプ（２台）の健全性確認の観点から、同ポンプの分解点検を実施するよう指示し、事業者は点検を実施した。

・

使用済燃料ピットの監視機能強化の観点から、電源喪失時に水位計、温度計の非常用電源を確保できるように設備改善を実施するとともに、監視機能の多様化を目的として、中央制御室で監視できる監視カメラを設置するよう指摘し、事業者は設備の改善や設置を行った。
表３－７
項目

使用済燃料ピット冷却機能確保への事業者の対応状況
対策

実施状況

使 用 済 燃 料 ピ ッ ○冷却・給水機能の多重性・多様性確保（消済
トの冷却・給水機 防ポンプの配備等）（基準(１)②4)に該当）
能の信頼性向上（基準(３)②－対策 17①）
○外部支援までの冷却期間確保
済（基準(３)②－対策 17②） （基準(１)②8)に該当）○冷却・給水機能の信頼性向上
済（基準(３)②－対策 17③）
○使用済燃料ピットの健全性確認済（基準(３)②－対策 17④）
○使用済燃料ピットの監視強化（監視カメ
ラの設置等）（基準(３)②－対策 17⑤）
済
（基準(３)②－対策 28①）
○非常用電源から電源供給される広域水
平成 25 年度完了予定
位計の設置 （基準(３)②－対策 17⑥）
（資機材手配中）（基準(３)②－対策 28②）

（６）その他のシビアアクシデント対策（事故前の状況）
事業者は国からの要求を受け、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、シビアアクシデントに拡大するのを防止する、もしくはシ32ビアアクシデントに拡大した場合にもその影響を緩和できるよう、「止める」、「冷やす」、「閉じ込める」機能や、これらに共通するサポート機能を強化する
ためのアクシデントマネジメント策の整備を行ってきた。
（事故の主な知見）
事故時対応環境については、中央制御室や原子力発電所緊急時対策所における放射線量の上昇、現場における通信手段の途絶や照明の喪失などの環境の悪化により、様々な面で事故対応活動に支障をきたした。このため、中央制御室
や緊急時対策所の空調機能や放射線遮へいの強化、交流電源によらない通信な
ど、シビアアクシデントが発生した場合にあっても、事故対応活動を継続的に実施できる事故対応環境を強化することが重要とされている。
（事業者の対応状況）
中央制御室の作業環境を確保するため、中央制御室循環ファンへの電源供給手段の確立、緊急時における発電所構内通信手段の確保、高線量対応防護服等の資機材の確保および放射線管理のための体制の整備、水素爆発防止対策としてアニュラス空気浄化ファンへの電源供給手段の確立やがれき撤去用の重機の配備を完了した。
今後、更なる対策として、緊急時対策拠点として免震事務棟の設置や、格納容器の内圧が大幅に上昇した際に内圧を低減するため、放射性物質の放出を低減するフィルタを通じて格納容器内の蒸気を逃がすフィルタ付ベント設備の設置や、格納容器内の水素濃度低減を図るため、静的触媒式水素再結合装置の設置を計画している。
（本委員会の確認結果）
本委員会は、現場確認において、がれき撤去用の重機６台が高台（31m、33m)に分散配置されており、これらを用いた訓練が（平成 23 年度実績：34 回）行われていることや、中央制御室と空冷式非常用発電装置設置場所など 10 カ所を通信用ケーブルで結び、停電等により通常の連絡手段が使えない場合にも使用できる乾電池式の携行型通話装置を整備していることを確認した。
福島第一原発事故では、直流電源喪失により、隔離弁の開閉状態、圧力容器の水位・温度、格納容器等の温度が十分に確認できず、正確な判断ができなかったことを踏まえ、本委員会は、事業者に対して、「シビアアクシデント時においても重要な計装の電源を確保することが重要である」との指摘を行っており、これに対して、事業者が、計測制御系への電源供給がすべて喪失した場合を仮定し、その状態でもプラント状態を把握するために必要となるパラメータを採取できるよう可搬型計測器を選定し、その配備が計画されていることを確認し
た。

33

表３－８
項目

その他のシビアアクシデント対策への事業者の対応状況
対策

実施状況

ベ ン ト に よ る 外 ○格納容器スプレイによるよう素除去
済部環境への影響（基準(３)②－対策 22①）
低減○フィルタ付ベント設備の設置
平成 27 年度完了予定（基準(３)②－対策 21②）
（設計中）（基準(３)②－対策 22②）
（基準(３)②－対策 23②）
水素爆発防止○アニュラス排気設備運転手順の整備
済（基準(３)②－対策 24①）
○静的触媒式水素再結合装置の設置
平成 25 年度完了予定（基準(３)②－対策 24②）
（資機材手配中）
事 故 時 の 指 揮 所 ○緊急時対策所被災時の対応
済の確保・整備（基準(３)②－対策 25①）
○中央制御室横の会議室での指揮所機能済確保（基準(３)①－取組 2）②）（基準(１)②12)に該当）（基準(３)②－対策 25②）
○免震事務棟の設置
平成 27 年度完了予定（基準(３)①－取組 2）①）（設計中）（基準(３)②－対策 25③）
事 故 時 の 通 信 機 ○通信設備の信頼性向上（携行型通話装置
済
能確保の配備等） （基準(３)②－対策 12③）
（基準(１)④13）に該当）（基準(３)②－対策 26①）
○緊急時対応支援システム（ＥＲＳＳ）伝
平成 25 年度完了予定
送系増強（基準(３)②－対策 26②）（仕様検討中）○ＴＶ会議システムの導入検討
平成 25 年度完了予定（基準(３)②－対策 26③）（仕様検討中）○更なる通信設備の信頼性向上
平成 24 年度完了予定（基準(３)②－対策 26④）
（資機材手配中）○免震事務棟への通信設備移設
平成 27 年度完了予定（基準(３)②－対策 26⑤）
（準備中）
事 故 時 に お け る ○重要なパラメータを監視する予備の可
平成 24 年 6 月完了予定
搬型計測器等の手配および配備
計装設備の信頼（配備中）（基準(３)②－対策９①②）性確保（基準(３)②－対策 27①②）
資機材・予備品の ○資機材・予備品の確保（高線量対応防護
済確保
服の確保や重機の配備等）（基準(３)②－対策 12②） （基準(１)④15)および（基準(３)②－対策 15③） 基準(１)④16）に該当）（基準(３)②－対策 30①）
格 納 容 器 の 除 熱 ○ 余熱除去系などによる除熱機能の確保
済
機能の多様化（基準(３)②－対策 18①）
○ 大容量ポンプの配備
済（基準(３)②－対策 18②）
○ 交流電源に頼らない除熱機能確保済（基準(３)②－対策 18③）34

○ 格納容器スプレイリングの健全性確認（基準(３)②－対策 18④）
○ フィルタ付ベント設備の設置（基準(３)②－対策 18⑤）
陀 羅 山 ト ン ネ ル ○ 地震時に通行の阻害となる可能性のある陀羅山トンネル内の未使用配管の撤内の未使用配管去（基準(３)①－取組 5）
①）
の撤去

済
平成 27 年度完了予定（設計中）
平成 24 年７月完了予定（撤去作業中）（７）初動人員体制の強化（事故前の状況）
休日・夜間の発電所の勤務体制は、運転員、消防員、連絡当番員が常駐し、緊急時には、事故対応を行う社員を召集する体制であった。
（事故の主な知見）
福島第一原子力発電所では、災害への対処に必要な各種オペレーション要員（重機による漂流物の撤去作業・消防車による原子炉の注水作業等）の確保、機材の整備が不十分であったため、迅速な対応に支障をきたしたとされている。
（事業者の対応状況）
現時点で事業者は、計画したすべての対策を完了している。
事業者は、事故対応に必要な技術能力を有する要員を増員し、発電所常駐要員のみで、事故の初動対応を行うことができる体制とした。
また、社員に加え、プラントの詳細情報を持つプラントメーカーの技術者や、現場実務に精通している協力会社作業員を緊急時に速やかに召集し、事故の収束に向けた支援を行う体制を構築した。

（本委員会の確認結果）
本委員会は、関西電力の社内規定により、常駐要員が福島第一原発事故前の
29 名から 44 名に増加していること、要員の役割分担が、事故対策指揮、運転助
勢、がれき撤去、電源確保、給水確保などに明確にされていることを確認した。
また、緊急時に参集する社員約 160 名に加え、プラントメーカーの技術者 11
名が若狭地域に常駐し、協力会社社員約 150 名とともに緊急時に召集する体制となっていることを確認した。
これらのことから、事故対応体制が強化されたことを確認した。

35

表３－９

初動人員体制の強化への事業者の対応状況

項目

対策

実施状況

済
○事故初動対応要員の新規配備（基準(３)①－取組 1）①） （基準(１)①3)および基準(１)②6)に該当）（基準(３)②－対策 30⑥）
○連絡手段および参集手段の強化
済
事故対策要員（社（基準(３)①－取組 1）③）（基準(１)④13)に該当）
員）の参集強化（基準(３)②－対策 30③）
プラントメーカ○現地駐在員の配置等
済
ーの支援体制の（基準(３)②－対策 30⑥） （基準(１)②6)に該当）
構築○要員派遣の覚書締結等
協力会社の支援（基準(３)①－取組 1）
②）
済
体制の構築
（基準(３)②－対策 30⑥）
発電所常駐要員の強化（８）指揮命令系統の明確化（事故前の状況）
事故が発生した場合、発電所に所長をトップとする現地事故対策本部を設置
し、社員をはじめとする事故対策のための要員を指揮する体制となっていた。
（事故の主な知見）
福島第一原子力発電所３号機の高圧注入系の停止について、事前に運転員（当直長）から連絡を受けた発電所対策本部の発電班の一部の者は、現場対応に注意を払う余り、情報伝達が疎かになり、班全体で情報共有されず、発電所や東京電力本店も高圧注入系を停止しようとしていることを知らなかった。１号機の海水注入について、本店から海水注入中断の指示があったため、発電所長は発電所緊急時対策室で海水注入中断の指示をしたが、実際には所長判断で海水注入を継続したとされている。
（事業者の対応状況）
これまでに、事業者は、複数プラント同時発災時に現地事故対策本部において、的確に状況を把握し対応できるように、プラント毎の指揮者と事故対策班（対応者）を設置し、指揮命令系統を明確化した。また、蒸気発生器への海水給水の判断を所長判断とし、これを社内規定に明記した。
現時点で事業者は、計画したすべての対策を完了している。
（本委員会の確認結果）
本委員会は、関西電力の社内規定により、現地対策本部の体制が、中央制御室からの事故情報を入手し運転員に助言を行う発電班と現場対応を行う保修班において、プラント毎の対応者を明確にし、これらの対応者からの情報がプラ
ント毎の指揮者に集約される体制となっていることを確認した。

36

また、発災時の対応として、新たな役割が必要になった場合に、本部長（所長）の指示により対応する特命班を置く体制となっていることも確認した。
これらのことから、複数プラント同時発災時にも、統制のとれた事故対応を行う準備ができていることを確認した。
表３－10 指揮命令系統の明確化への事業者の対応状況
項目
対策
実施状況
済
現地事故対策本○複数プラント同時発災時の体制の明確（基準(１)①3)および部体制の強化化等（基準(３)②－対策 30⑤）
基準(１)②6)に該当）○予期しない事象に対応する特命班を設
済
置（基準(３)②－対策 30⑤）
海 水 注 入 判 断 の ○判断者の明確化
済明確化（基準(３)②－対策 12①）

（９）シビアアクシデント対応能力の向上（事故前の状況）
シビアアクシデントを想定したマニュアルを整備し、運転員等への教育を行うとともに、原子力災害対策特別措置法に基づき、原子力防災訓練を実施してきた。
（事故の主な知見）
福島第一原子力発電所では、アクシデントマネジメント用の運転操作手順書に制御盤上の操作手順しか記載がなく、操作を必要とする弁の特定等、手順を一つ一つ確認する必要があった。１号機の非常用復水器について、発電所対策
本部は電源喪失により隔離弁が閉まっているのではないかと指摘する者はいなかった。複数号機で全電源喪失という未曾有の事態に直面し、錯綜する情報か
ら必要情報を適切に取捨選択して評価することは非常に困難であった、などの指摘がされている。
（事業者の対応状況）
事業者は、地震津波による機器の損壊等を想定した長期間におよぶ全交流電源喪失マニュアルを整備し、運転員と事故対策要員に対する教育と訓練を実施している。また、通常の通信設備やプラント情報表示システムが使用不能となる場合などの厳しい条件を想定した訓練も行っている。
現在、現場操作機器の設置場所等の明記や線量予測図の作成など、現場操作の詳細情報を盛り込んだマニュアルの整備を進めるとともに、メーカーからの詳細な知識を得て自らがプラント状態を理解して対応するための教育を実施す

37

るための計画を策定している。
（本委員会の確認結果）
本委員会は、現場確認において、全交流電源喪失時のマニュアルの整備とその教育（平成 23 年度実績：86 回）を行っていることや、地震・津波に被災した場合を想定した現場での実際の対応を含めた訓練（平成 23 年度実績：電源確保
46 回、復水ピットおよび使用済燃料ピットへの給水確保 81 回、全交流電源喪失を想定した運転シミュレータ訓練 61 回）を行ったことを確認した。
また、３月 18 日には、複数プラントの同時被災を想定し、要員参集、複数号機対応の現地事故対策本部の設置・運営、衛星電話を用いた連絡、がれき撤去、電源確保、給水確保等の現場対応を組み合わせた原子力総合防災訓練を実施したことを確認した。
これらのことから、シビアアクシデント対応能力が向上していることを確認した。
表３－11 シビアアクシデント対応能力の向上を目指した事業者の対応状況
項目

基準(３)における対策

実施状況

済
マ ニ ュ ア ル の 強 ○福島第一原子力発電所事故を反映した（基準(１)①3)および化マニュアルの整備基準(１)②6)に該当）（基準(３)②－対策 12①）○引き津波発生時の対応手順書の整備
済（基準(３)②－対策 12④）
○現場操作の詳細状況を盛り込んだマニ
平成 24 年度完了予定
ュアルの整備（順次追加中）（基準(３)②－対策 12⑤）
○マニュアル・必要な情報の整備、保管済（基準(３)②－対策 30②）
済
教育・訓練の強化 ○福島第一原発事故を反映したマニュアルに基づく教育および具体的な訓練の （基準(１)①3)、
基準(１)②6)および実施基準(１)③9)に該当）（基準(３)②－対策 30④）
○自らがプラント状態を理解して対応す
平成 24 年度実施予定
るための教育（計画策定中）（基準(３)②－対策 12⑤）○より厳しい条件を想定した訓練の実施
平成 24 年度実施予定（基準(３)②－対策 30④）（計画策定中）（10）情報通信網等の強化（事故前の状況）
発電所内および発電所外への連絡や通信は地上系の有線回線を用いる手段が主であった。また、原子炉のパラメータ監視に用いる計装系は、必ずしもシビ
38

アアクシデント時の過酷な条件下で高い信頼度を有するものではなかった。
（事故の主な知見）
福島第一原発事故では、保安院等への連絡は、屋外に駐車した防災車に搭載された衛星電話を用いて行っていたが、線量の上昇に伴い、屋外に出ることが困難となり、この電話を用いた連絡ができなくなった。 発電所敷地内に設置されている８台のモニタリングポストは、非常用を含めた電源喪失のため、すべて監視不能となった。平成 23 年３月 11 日 22 時頃、１号機の原子炉水位計が燃
料頂部を超える水位（+550mm）を示していたと報告されているが、格納容器内が高温・高圧になった場合の指示値の信頼性に大いに疑問があるとされている。
（事業者の対応状況）
事業者は、衛星電話による連絡や通信を強化するため、発電所への衛星電話の配備を完了し、発電所内の通信手段として、電池を用いた携行型通話装置やトランシーバーを配備した。
今後、屋内から衛星電話を使用できるよう屋外アンテナを設置するとともに、事業者のモニタリングポストについては、敷地周辺ポストのバックアップ回線の新設や代替観測手段となる可搬型モニタリングポストの整備を行う予定である。また、シビアアクシデント時の過酷環境下においても原子炉等の状態を監視できる計測系の開発を行っている。
（本委員会の確認結果）
本委員会は、現場確認において、大飯発電所の衛星電話の台数が事故前の１
台から 26 台に強化されていることや、発電所内の中央制御室、現場、現地事故対策本部間で、携行型通話装置（20 台）やトランシーバー（15 台）を用いて連絡が行えることを確認した。また、予備の電池は津波の被害を受けない高所（事務棟４階）に配備していることを確認した。
これらのことから、通常の通信手段が途絶した場合においても対応できるよ
う、発電所内および発電所外への連絡手段は強化されたことを確認した。

表３－12 情報通信網等の強化への事業者の対応状況
項目
通信連絡の強化

対策
実施状況○衛星電話の台数増強
済（基準(３)②－対策 26①） （基準(１)④13)に該当）○衛星電話の屋外アンテナの新設
平成 24 年 9 月完了予定（基準(３)②－対策 26④）（対策工事中）○社内ネットワークのバックアップ回線 平成 24 年度中完了予定の新設（基準(３)②－対策 26④）（仕様検討中）○発電所内通信設備の増強（基準(３)②－対策 12③）39

済
（基準(１)④13)に該当）

（基準(３)②－対策 26①）
○免震事務棟への通信機器の移設（基準(３)②－対策 26⑤）
事 業 者 の モ ニ タ ○電源強化とバックアップ回線の新設
リングポストの（基準(３)②－対策 29①③）
強化○可搬型モニタリングポストの整備（基準(３)②－対策 29②④）
プ ラ ン ト 状 態 の ○格納容器内監視カメラの活用検討
監視機能の強化（基準(３)②－対策 28③）
○原子炉等の状態を監視する計測器の開発（基準(３)②－対策 28④）

平成 27 年度完了予定（準備中）
平成 25 年度完了予定（仕様検討中）平成 25 年度完了予定（仕様検討中）平成 26 年 9 月完了予定（基本計画策定中）
平成 26 年 9 月完了予定（基本計画策定中）（11）災害対応資機材等の充実（事故前の状況）
事故時に備え、個人線量計や内部被ばく防止用マスク等の資機材を準備し、発電所構内に保管していた。また、発電所への人員や資機材の運搬手段は、陸路の他に、小型船舶やヘリコプターを手配していた。
（事故の主な知見）
福島第一原子力発電所では、原子炉格納容器ベントの実施に関し、全電源喪失を想定した準備が絶対的に不足していた。津波により発生したがれきが構内の通行を妨げ、事故対応の大きな障害になった。多くの個人線量計が被水し使用できなくなったことにより、事故発生直後の放射線管理は十分に行うことができなかったとされている。
（事業者の対応状況）
事業者は、必要資機材のリストを作成し、がれき撤去用ホイールローダ、高線量対応防護服、空気作動弁開閉用の窒素ボンベ、現場作業用のヘッドライトなどを新規に配備した。空路や海路による運搬手段については、ヘリコプター
発着地の拡大や大型運搬船の手配を行った。緊急時の被ばく管理については、
高線量対応防護服や内部被ばく評価用測定器の配備を行った。
（本委員会の確認結果）
本委員会は、現場確認において、空冷式非常用発電装置や消防ポンプなど発電所の安全機能の確保に直接関わる機材の他に、ホイールローダ等の重機（６台）、高線量対応防護服（10 着）、全面マスク（671 個）、個人線量計（2166 個）
等が地震や津波の影響を考慮して所内に分散（中央制御室、研修館、第一事務所等）して保管されていることを確認した。
このことから、災害対応に必要となる主要な資機材があらかじめ発電所に準備されていることを確認した。

40

表３－13 災害対応資機材等の充実への事業者の対応状況
項目
制圧機材の充実

対策
実施状況○必要資機材の確保と充実（ホイールロー
平成 24 年度順次配備
ダ）
予定（基準(３)②－対策 30①）
（リスト整備中）（基準(３)②－対策 30⑦）
運搬手段の強化○空路、海路による運搬手段の強化
済（基準(３)②－対策 30③） （基準(１)②8)に該当）
被 ば く 管 理 の 強 ○緊急時体制の強化（高線量対応防護服、済化
個人線量計、全面マスク）（基準(１)④15)に該当）（基準(３)②－対策 12②）

41

３－４

中期の安全性向上対策の代替措置等の確認

本委員会は、関西電力が中期的に実施するとしている安全性向上対策のうち、特に論点となっている（１）免震事務棟の設置、（２）フィルタ付格納容器ベントの設置、（３）防波堤等の設置が完了するまでの間の代替措置等を確認した。
その結果は、以下のとおりである。

（１）免震事務棟［区分（６）その他のシビアアクシデント対策］（計画）
大飯発電所では、事故対応時の指揮機能の強化、現場対応体制の確保等の更なる充実の観点から、免震構造、放射線遮へい性能や対応要員の収容機能を有する免震事務棟を設置（平成 27 年度完了予定）する予定であり、現在、敷地選定のための地質調査が進められている。
（現状の対応）大飯発電所では、事故時の対応として、第一事務所（EL.9.3ｍ）の地下にある緊急時対策所（約 80 名収容）を使用することとしているが、津波などを想定し、この施設が使用できない場合には、原子炉周辺建屋内にある中央制御室（21.8ｍ）横の会議室（約 50 名収容）に対策本部（指揮所）を設置し、中央制
御室横の１次系補機操作室と２次系補機運転員控え室（約 150 名収容）に、作業員を待機させることとしている。
この代替場所について、現場確認により以下の事項を確認した。
・

指揮所の換気空調は、中央制御室と同じヨウ素除去フィルタを装備した
非常用循環系である。
・ 作業員待機場所は、中央制御室との連絡扉を開放することにより、放射性物質の流入防止を行った換気が可能となる。
・ 指揮所および作業員待機場所は、100cm または 85cm の遮へい壁で囲まれており、１次冷却材喪失事故時のガンマ線（直接線、スカイシャイン線）
による被ばく線量を評価して問題ないことを確認している。
また、この代替場所が耐震性を有し、国が基準（２）で対応を求めた高さの津波を回避できる設置高さにあることや、発電所構内間での通信手段や外部との連絡手段が確保されていることも確認した。
これらのことから、免震事務棟が完成するまでの間についても、事故時の指揮所の機能は確保されていると考える。

42

なお、事業者は、免震事務棟が完成するまでの間について、上記の代替場所に加え、さらに、大飯発電所敷地内にある研修館（約 300 名収容）と敷地外の「おおいり館」（約 200 名収容）の耐震補強工事や空気浄化装置の設置等を平成
24 年内に完了し、追加の作業員の待機場所を確保することとした。

（２）フィルタ付格納容器ベント［区分（６）その他のシビアアクシデント対策］（計画）
大飯発電所では、フィルタ付の格納容器ベントを設置する予定（平成 27 年度
完了予定）であり、現在、設備の設計を行なっている。
（現状の対応）現在、国内において、ＢＷＲは圧力抑制式の原子炉格納容器を採用していることから格納容器の空間体積が比較的小さく、炉心冷却の機能が長期に喪失するシビアアクシデント時に格納容器内の蒸気を放出するため、格納容器のベントを行うアクシデントマネジメント策が整備されている。
一方、ＰＷＲは、原子炉の熱を蒸気発生器に伝える１次系と、その熱により蒸気発生器で放射能を含まない蒸気を発生しタービンを回す２次系からなり、１次系はすべて原子炉格納容器内に収納されている。原子炉格納容器の容積が大きいことに加え、全交流電源喪失時に蒸気発生器を使用し、原子炉停止後の崩壊熱を大気に放出できるシステムであることから、格納容器の圧力や温度がきく上昇することはないため、ベントを設置する必要はないとされている。
また、今回、新たに配備した空冷式非常用発電装置や大容量ポンプを用いる
ことにより、全交流電源喪失時においても、格納容器内の圧力を下げるための格納容器スプレイや余熱除去系が使用でき、さらには、格納容器空調設備による冷却も可能となった。
これらのことから、シビアアクシデント時における格納容器ベントの必要性
は、ＢＷＲに比べて格段に低く、かつ、現状においても格納容器の減圧方法として、複数の減圧手段があり、フィルタ付ベント設備の代替措置が十分機能するものと考える。
なお、ヨーロッパにおいては、いくつかの原子炉でフィルタ付きベントを既に設置している一方、米国では、原子力規制委員会が、ＰＷＲに対しては格納容器ベントの設置を要求していない。

43

（３）防波堤等［区分（３）津波対策］（計画）
大飯発電所では、津波による浸水対策の観点から、
・
・
・
・
・

タンクまわりの防護壁の設置（平成 24 年度完了予定）
既存防波堤のかさ上げ（平成 25 年度完了予定）
取水設備まわりの防護壁の設置（平成 25 年度完了予定）
放水路ピットかさ上げ(平成 25 年度完了予定)
防潮堤設置（平成 25 年度完了予定）を実施する予定であり、現在、既存防波堤のかさ上げ工事などを行なっている。
これら防波堤等については、敷地内への浸水を抑えることや津波の緩和対策として設置するものであり、直接、建屋等への浸水を防止するものではない。
（現状の対応）電源確保、炉心冷却機能や使用済燃料ピット冷却機能確保の観点から必要な機器が配置される建屋は、9.7m の高さにあり、浸入口については、この高さが想定されているが、建屋内への浸水を防ぐ対策として、これら機器が配置されている部屋の扉および貫通部のシール施工を完了しており、11.4m の静水圧に耐える強度を有していることから、建屋内への浸水防止の機能が確保されている。
海水ポンプが浸水した場合に、早期復旧を図るため、ディーゼル発電機用の海水供給用可搬式ポンプや海水ポンプモータの予備品を配備完了済みであり、また、復旧までの間、海水ポンプの機能を代替する移動式の大容量ポンプ車の配備を完了している。
これらのことから、現状でも、浸水防止策や海水ポンプの代替措置策が完了しており、敷地内に津波が浸入した場合には、それらが十分機能するものと考える。

44

炉心冷却およびベントの方法（ＢＷＲ）

蒸気発生器を用いた炉心冷却の方法（ＰＷＲ）

図１

炉心の冷却方法の比較

45

３－５

県が独自に指示した安全対策

県は、本委員会と合同して検証委員会を設置し、平成 23 年４月２日、国に先駆けて、事業者に対し、直ちに実施すべき安全対策の詳細な実行計画（工程表）の策定を求めた。事業者は、平成 23 年４月８日に、電源確保、炉心冷却機能の確保などに関する緊急対策、中期対策などの実行計画を取りまとめ、県に報告した。
また、検証委員会における緊急時の発電所支援体制等の議論を受け、県は、独自に事業者に対し、初動対応要員の増強や通信連絡網の強化、メーカー技術者の現地常駐による支援体制の整備などを求めた。事業者は、平成 23 年 11 月
28 日および平成 24 年３月 23 日に、事故時対応体制の増強やメーカーの現地対応事務所の設置などを含む組織人員体制面の対策の実行計画をとりまとめ県に報告した。
これら設備対応面および組織人員体制面の安全性向上対策の実行計画に対し、本委員会および検証委員会は、その内容や実施状況を確認するとともに、平成
23 年４月 11 日および平成 24 年４月 18 日に、大飯発電所での現場確認を行った。
このように、本委員会は、国とは異なる独立した視点で、事業者に具体的な対応を図るよう指摘している。これらについては、各章において述べているところであるが、県が独自に指示した事項および安全対策の概要をあらためて以下にまとめて示す。

（１）設備面の安全向上対策の実施
既設の原子炉、原子炉格納容器および使用済燃料ピットの冷却設備について分解点検や試験を行い、「冷やす」機能が確保されることを確認するよう指示す
るとともに、万一、これら既設の設備が機能を失った場合にも、原子炉に直接注水して冷却を行う手段を確保することを求めた。
また、原子炉や使用済燃料ピットの監視については、原子炉水位計の電源強化や使用済燃料ピット水位の監視カメラの設置を求めた。
さらに、現時点で過酷事故が発生した福島第一原子力発電所１～３号機の格
納容器内などの現場確認ができていない状況を踏まえ、非常用炉心冷却系統の耐震機能を確認するため、配管の支持構造物や、屋外タンク等の基礎ボルトの点検を行うよう指示した。
本委員会は、事業者が、設備に関する指示事項への対応をすべて完了していることを確認した。
46

具体的には、消防ポンプ等を用いて原子炉への注水を行う手順を整備したこと、原子炉水位計の電源を空冷式非常用発電装置から受電できるよう運用変更
したこと、使用済燃料ピットの水位計と温度計の電源を非常用電源へ変更するとともに監視カメラを設置したことを確認した。
表３－13 県独自に指示した事項（設備対応）項目
炉心への直接注水手段の確保

原子炉水位計の電源強化（使用済燃料ピット）監視機能の強化

冷却機能の確認（非常用炉心冷却設備）
耐震機能の確認

冷却機能の確認（格納容器冷却設備）
冷却機能の確認

指示内容○冷却機能の多様化の観点から、万一、非常用炉心冷却設備が使用できない場合でも、炉心に注水する手段を確保しておくこと（平成 24 年４月４日指示、平成 24 年５月８日確認）○事故時に炉心冷却状態監視のために重要となる原子炉水位を直接監視する水位計の電源を強化すること（平成 24 年４月 25 日指示、平成 24 年５月８日確認）○電源喪失時に水位計、温度計の非常用電源を確保できるように設備改善を実施するとともに、監視機能の多様化を目的として、中央制御室で監視できる監視カメラを設置すること（平成 23 年３月 20 日、平成 24 年４月４日確認）○使用済燃料ピット内の燃料を冷却するために必要となるポンプ（２台）の健全性確認の観点から、同ポンプの分解点検を実施すること（平成 23 年３月 20 日、平成 23 年 10 月 14 日確認）
○非常用炉心冷却系統の支持構造物（耐震サポート）、屋
外タンク等の基礎ボルトの総点検を行い、健全性を確認すること（平成 23 年 10 月 17 日指示、平成 24 年４月４日確認）○非常用炉心冷却系統の健全性確認の観点から、通常の試
験では通水しない炉心注入ラインを使用して、実際に原子炉容器に水が注入されることを確認すること（平成 23 年３月 20 日指示、平成 23 年 10 月 14 日確認）
○通常の系統機能確認に加え、格納容器スプレイリングの健全性確認として、１０年に１度実施する格納容器スプレイリングへの通風試験を実施すること（平成 23 年 10 月 17 日指示、平成 23 年 10 月 14 日確認）

（２）組織人員体制の充実
県は、平成 23 年 10 月 27 日に、安全対策検証委員会での議論を踏まえ、国に先駆け独自に事業者に対し、組織人員体制に関する対策を要請し、複数プラン
ト同時被災時に並行して初動対応できる人員体制やプラントメーカー技術者の支援体制の構築を求めた。

47

本委員会は、これらの指示事項に対し事業者の対応がすべて完了していること確認した。
具体的には、事故対応時の役割が明確化された要員が発電所に常駐し、複数プラント同時被災に対応できる体制を構築したことや、プラント設計などの知
識・経験が豊富なプラントメーカーの技術者 11 名が若狭地域に常駐し、緊急時に召集する体制を構築したことを確認した。
表３－14 県独自に指示した事項（組織人員体制）項目

指示内容○緊急時において複数プラント同時被災を想定した場合
複数プラント同時被災へに、並行して初動対応できる人員、体制を整備することの対応人員体制の構築（平成 23 年 10 月 17 日指示、平成 23 年４月 18 日確認）
○緊急時にプラント機器の設計根拠や詳細情報を即座に得られるようにするため、プラントメーカー技術者を交えプラントメーカー技術者
た体制を構築することの支援体制の構築（平成 23 年 10 月 17 日指示、平成 24 年４月４日確認）

シビアアクシデントの総合訓練の実施○シビアアクシデント対応について、関係者への教育と訓練を行うとともに、総合的な訓練を行い、その習熟を図ること（平成 23 年 10 月 17 日指示、平成 24 年４月４日確認）（３）途絶えさせない情報通信網の確立
県は、平成 23 年 10 月 27 日の事業者への要請の際、組織人員体制に関する対策が緊急時に有効に機能するために必要な事項（実効性確保）についてもあわせて要請した。
また、通常の通信手段が失われた場合にも、途絶することなく指示や連絡ができる情報通信網の整備、シビアアクシデント対応の総合訓練の実施、陸路が途絶した場合に大物資機材を搬入するための大型運搬船の確保、作業員の内部
被ばくの管理の強化を求めた。
本委員会は、事業者が、衛星電話への屋外アンテナの設置を除き、情報通信等の指示事項への対応を完了していることを確認した。
具体的には、衛星電話を追加配備したこと、大型運搬船を手配したこと、内部被ばく評価用の測定器を追加配備したことを確認した。

48

なお、衛星電話については、既に大飯発電所への配備（１台から 26 台へ増強）を完了し、屋外に仮設アンテナを設置した。指揮所となる緊急時対策所や代替指揮所となる中央制御室横会議室からは、衛星電話から仮設アンテナまでの仮設ケーブルを敷設することにより屋内通話が可能であることを確認した。現在、屋外アンテナとケーブルの恒設化工事を行っている。（平成 24 年秋完了予定）
表３－15 県独自に指示した事項（実効性確保）
項目

指示内容

途絶しない情報通信網の整備○地震等の影響により地上系の電話や携帯電話など、通常の連絡手段が使用不能となった場合に、指示や連絡ができるよう、途絶しない情報通信網を整備すること（平成 23 年 10 月 17 日指示、平成 24 年４月４日確認）

大型運搬船の確保

内部被ばく管理の強化○陸路が途絶した場合にも、大物資機材を運びこめるよう、
大型運搬船を確保すること（平成 23 年 10 月 17 日指示、平成 24 年４月４日確認）○作業員の外部被ばくだけでなく、内部被ばくの管理を強化すること（平成 23 年 10 月 17 日指示、平成 24 年４月４日確認）（４）歴史的視点からの津波痕跡調査の実施
本委員会は、平成 23 年３月 25 日、事業者に対し、若狭地域における津波痕
跡調査を行うよう指示した。
事業者は、三方五湖周辺の堆積物のボーリング調査（９地点）を行い、平成23 年 12 月に、天正地震（1586 年）の年代の地層を含む表層１ｍ以浅の調査に
は津波堆積物の指標となり得る砂層は認められないとする調査結果をまとめた。
保安院の意見聴取会では、平成 24 年１月、「古文書に記載されているような天正地震による大規模な津波を示唆するものはない」との見解が示された。
表３－16 県独自に指示した事項（津波痕跡調査）
項目

指示内容

○日本海側は太平洋側と比較して巨大災害を引き起こす現象の発生頻度は低いと考えられるが、日本海側の津波痕
若狭地域における津波痕
跡調査情報の蓄積を図ること
跡調査の実施（平成 23 年３月 25 日指示、平成 24 年４月４日確認）

49

第４章

審議結果について

本委員会は、国が示した判断基準や、事業者の安全性向上対策の計画および実施状況の確認を行うとともに、事業者に対して、設備の追加点検や計画の前倒しなどの設備対応はもとより、初動人員体制の強化や日々の訓練など組織人員体制の対策や、マニュアルの整備、教育についても改善を求めるなど慎重に審議・確認を行ってきた。
本章は、これらの結果に対し、委員会の見解を示すものである。

４－１

国が示した判断基準に対する本委員会の見解

国が示した判断基準は、福島第一原発事故に関する技術的知見、地震・津波、
建築物・構造、高経年化などに関する意見聴取会や政府の事故調査・検証委員会などを通じてこれまで得られた知見や教訓を反映している。
具体的には、事故の進展段階に応じて、外部電源対策、所内電気設備対策、冷却・注水設備対策、格納容器破損・水素爆発対策および全体を通してのプラ
ントの監視機器や通信設備の対策を講じることを求めており、30 の安全対策が示されている。
判断基準について、国は、福島第一原発事故の知見・教訓を踏まえた新たな安全規制を前倒しするものとしている。本委員会としても、この判断基準は、現時点で知り得る限りの知見を反映しており、また、新たに得られる知見については、その都度、対策に反映するという意味において、暫定的なものと考えている。
30 の安全対策と福島第一原発事故の進展・検証の関係を整理すると表４のとおりであり、本委員会としては、国の判断基準は、事故の進展に従って何重にも歯止めをかける多層的な対策となっていると考えている。
なお、これらの対策の内容を、今回の地震・津波の影響を受けた福島第一原
子力発電所以外の原子力発電所に当てはめると以下のとおりである。
・ 福島第二原子力発電所は、津波により冷却機能である海水系（熱の逃がし場）を失ったが、外部電源が確保されていたため、原子炉の水位や圧力を制御しながら海水系を復旧させ、冷却・注水機能の喪失を防止（復旧）することで冷温停止状態となった。
・ 女川原子力発電所と東海第二発電所は、外部電源を全て失ったが、非常用ディーゼル発電機の機能が確保されたため、所内電気設備対策の段階
50

で冷温停止状態となった。
・ 福島第一原子力発電所５、６号機（定期検査中）は、外部電源を全て失うとともに、津波により海水系を失ったが、６号機の空冷式非常用ディーゼル発電機からの交流電源供給により、原子炉の水位や圧力を制御し、その間に海水系を復旧し、冷却・注水機能の喪失を防止（復旧）することで冷温停止状態となった。
また、このような過酷事故対策は、これまで日本では、アクシデントマネジ
メントとして、事業者が自主的に整備していたが、ＩＡＥＡの原子力発電所の設計に関する安全基準や欧州原子力規制協会の規定では、発電所の当初の設計として求めている。
今回、国はその必要性を認識し、今後、基本的事項について、法体系の中に取り入れ、既設の原子力発電所にも遡及適用するなどの考えであり、これらは、安全性の向上に資するものと考える。
国においては、シビアアクシデントの規制要件化を図るとともに、既設の原子力発電所に対しても最新基準への適合を義務付けるバックフィット制度の導入を確実に実施し、原子力発電所の安全性を不断に向上させることが重要であ
る。

51

表４
福島第一１～４号機
以外のプラント

福島第一原発事故の進展と国の判断基準の整理＜事故の進展・検証＞＜事故の知見を踏まえた３０の安全対策＞
共通要因故障による機能喪失の防止

地震発生
原子炉停止

（３／１２ 冷温停止）

東海第二発電所（３／１５ 冷温停止）
・外部電源を喪失したため、非常用ディーゼル発電機から電源を供給して制御

外部電源喪失福島第一５、６号機（３／２０ 冷温停止）
・外部電源喪失・津波により冷却に用いる海水ポ
ンプの機能が失われたため、冷却機能も喪失・６号機の非常用ディーゼル発電
機からの電源供給により、原子炉の水位や圧力を制御
・その間に電源車や海水ポンプの代替となる汎用の水中ポンプを設置し、復旧

対策１
対策２
対策３
対策４

非常用ディーゼル発電機
炉心冷却系
起動

大量の放射性物質の放出の防止※下線の対応については主にBWRのみを想定

外部電源系統の信頼性向上
変電所設備の耐震性向上
開閉所設備の耐震性向上
外部電源設備の迅速な復旧

送電鉄塔近傍の盛土崩落
変電所などの設備損傷

福島第二原子力発電所（３／１５ 冷温停止）
・津波により冷却に用いる海水ポ
ンプの機能が失われたため、冷却機能を喪失・外部電源により、原子炉の水位や圧力を制御・その間に電源車や柏崎刈羽原
発等から海水ポンプのモーターを調達し、復旧

外部電源対策地震等による長時間の外部電源喪失の防止

女川原子力発電所

シビアアクシデント（炉心損傷）の発生防止

所内電気設備対策

共通要因による所内電源の機能喪失防止／
非常用電源の強化

対策５ 所内電気設備の位置的な分散対策６ 浸水対策の強化
対策７ 非常用交流電源の多重性と多様化の強化
対策８ 非常用直流電源の強化

対策１０ 外部からの給電の容易化
対策１１ 電気設備関係予備品の備蓄基準（３）の３０の安全対策の中で、基準（１）の
１６項目の対策が該当
するものを
で示す

対策９ 個別専用電源の設置

津波来襲
冷却注水設備対策
非常用ディーゼル発電機の機能喪失対策１３ 冷却設備の耐浸水性確保
・位置的分散対策１２ 事故時の判断能力の向上
対策１４ 事故後の最終ヒートシンクの強化
対策１５ 隔離弁・逃がし安全弁の動作
確実性の向上

津波の影響で冷却用の海水ポンプが機能喪失したため対策１６ 代替注水機能の強化
対策１７ 使用済燃料プールの冷却・給水機能の信頼性向上

直流電源喪失建屋への浸水で本体や配電盤が被水・水没し、残ったバッテリーも枯渇したため格納容器破損・水素爆発対策
冷却機能喪失

燃料露出
炉心損傷

対策１８ 格納容器の除熱機能の多様化

冷却注水機能喪失の防止

対策２０ 低圧代替注入への確実な移行対策２１ ベントの確実性・操作性の向上

格納容器の早期破損／放射性物質の管理されない放出の防止

管理・計装設備対策
対策２５ 事故時の指揮所の確保・整備対策２６ 事故時の通信機能確保

水素発生
水素爆発等

対策２７ 事故時における計装設備の信頼性確保

状態把握・プラント管理
機能の抜本的強化
通信・計装
機能不全等

対策１９ 格納容器トップヘッドフランジの過温破損防止対策
対策２２ ベントによる外部環境への影響の低減
対策２３ ベント配管の独立性確保
対策２４ 水素爆発の防止（温度管理及び適切な放出）52

対策２８ プラント状態の監視機能の強化
対策２９ 事故時のモニタリ ング機能の強化

対策３０ 非常事態への対応体制の構築・訓練の実施

４－２

大飯３、４号機の安全性向上対策に対する本委員会の見解

事業者が実施してきた安全性向上対策については、これまで、電源確保、冷却機能確保、浸水防止対策などの多重化・多様化などが図られている。
電源確保に関しては、福島第一原発事故前は、外部電源に繋がる複数の送電線や海水冷却を必要とする非常用ディーセル発電機を有していたが、これらに加えて、新たに、海水冷却を必要としない空冷式非常用ディーゼル発電装置や電源車を配備しており、全交流電源喪失時においても炉心冷却のために必要な機器や計器に電源を供給するための対策が図られている。
冷却機能確保に関しては、福島第一原発事故前は、蒸気発生器を使った間接的な原子炉の冷却手段として、通常のタンク（復水ピット）からの蒸気発生器
への給水手段を有していたが、その他のタンク水を活用するための配管、給水口を追設するとともに、新たに、海水注入手段を追加し、このために必要となるエンジン駆動の移動型消防ポンプや消防ホースを整備した。
また、原子炉を直接冷却する手段として、福島第一原子力発電所事故前は、海水ポンプを使用して原子炉補機冷却水クーラに海水を通水し、１次系の余熱除去系統を介して海水に熱を逃がす手段を有していたが、これに加えて、移動式の大容量ポンプを配備し、海水ポンプが機能喪失した場合の代替手段を整備するなどの対策が図られている。
本委員会としては、炉心冷却機能に関して、国や事業者が示した対策に加え、万が一、何らかの要因ですべての炉心冷却設備が使用できない場合も想定して、炉心に海水等を直接注入する手段を確保するよう指摘し、関西電力は、その手段、手順を整備した。
浸水防止対策に関しては、福島第一原子力発電所事故前は、想定津波高さとして、土木学会「原子力発電所の津波評価技術」（平成14年）を用いて評価した値（1.9ｍ）を用いて、非常用ディーゼル発電機や海水ポンプ等の重要機器や施設が浸水しないことを確認していたが、この値に9.5ｍを加えた11.4ｍの高さを想定して、原子炉の冷却機能確保に必要な重要機器が設置されている建屋への浸水対策として、部屋の扉および貫通部のシール施工などを完了しており、建屋内への浸水防止の機能が確保されている。
また、これらの設備強化策に加えて、初動人員体制を強化、社内外の通信を途絶えないようにするための新たな通信機器の配備、さらには訓練等の実績を積み重ねてきたことで、発電所の安全性は向上しており、福島第一原発事故を教訓に想定すべきとされる地震・津波が来襲しても、原子炉の安全を確保するために必要な対策は確保できているものと評価できる。

53

４－３

本委員会の今後の対応

安全性向上対策の中で、中長期対策として示されている今後の計画については、その内容を確認するとともに、可能な限り早期に実現するよう要請してきたが、今後、計画が確実に遂行されることが重要であり、本委員会としてもその計画の進捗状況を確認していく。
本委員会としては、福島第一原発事故を教訓として想定した事象に対しては、確実に対応できるものと考えているが、想定外の事象に対しても対応するためには、可搬型機器などを柔軟に活用するなどの対応が必要であると考える。そのためには、あらかじめ定められた手順を円滑に実行するとともに、臨機応変に柔軟な対応もできるように、プラント挙動などの物理的現象をより深く理解するための教育、マニュアルを応用した訓練の定期的な実施など、運転員や緊急対応要員の対応能力向上を図るための教育、訓練を充実させていくことが必要である。
なお、これまでの審議過程において、委員からは下記の意見が出されていることを合わせて付記しておく。
・

本委員会の所掌範囲である原子力発電所の安全性および発電所内の防災そのものの議論ではないが、今回の事故を踏まえた発電所外の原子力防災に関して、国が十分な体制と実効性のあるマニュアルを整備するとともに、国としての責任の範囲、想定される事故に対する責任の所在を明らかにする必要がある。

・国および事業者は、既に実施された安全対策により、安全性がどの程度向上したのか客観的な指標や判断の目安など、分かりやすい形で示していく必要がある。

・

燃料破損等によって生じる高濃度汚染水をより円滑に処理するため、回収、貯蔵、処理する方策についての検討を進めておく必要がある。

54

第５章

今後の安全確保に向けて国等に対応を求める事項

福島第一原発事故は、国の原子力規制に対する信頼とともに、原子力の安全性に対する社会の信頼を大きく失墜させる結果となった。
本委員会としては、国および事業者が以下の項目について早急に取り組み、
原子力発電所の安全性向上に努めていくことが重要であると考えている。
また、国および事業者は、原子力発電所の安全確保のための取り組みに関する情報を積極的に公開し、説明責任を果たしつつ、国民の信頼回復に努めていく必要がある。
本章は、今後の安全確保に向けて国等に対応を求める事項について取りまとめたものである。

①

安全対策の着実な推進（新たな規制組織の設置）
・ 国は、新たな原子力規制庁を早急に設置すること。また、それまでの間、
原子力安全・保安院が厳格に安全規制を行い、原子力安全委員会がこれを厳格に確認・指導すること（シビアアクシデント対策）
・ 国は、シビアアクシデント対策など原子力安全の深層防護を強化する観点から、福島第一原発の今後の調査等で新たな知見が判明した場合には、それらの知見を迅速に安全規制や既存の施設に反映させるシステムを構築すること
・国は、アクシデントマネジメントに関する安全規制について、諸外国との比較を行うとともに、アクシデントマネジメント手順書の内容の妥当性確認を行うなど、事業者の活動を評価する仕組みを構築すること

・

シビアアクシデントなど過酷事故環境下においても、原子炉等の状態を監視する計測器の開発計画については、諸外国における開発状況などを調査し、実用化に向けた検証を行うこと（中長期の安全性向上対策）
・ 中長期対策として計画している安全対策について、事業者は、確実に計画を遂行していくこと。国は、その実施状況を厳格にチェックするとともに、許認可等の手続き等で対策の実施が遅れることがないよう迅速に処理する体制を整えておくこと55

・

国や事業者は、諸外国の先進事例や最新知見を反映していく仕組みを構築するとともに、諸外国の情報等を収集・分析し、最新知見を迅速に各発電所へ展開すること

・国は、地震、津波以外の自然現象、テロ等の人為的外的事象など、想定外となり得る事象への対応についての検討を進めること

②

人材育成

・

事業者は、アクシデントマネジメントの観点から、可搬型機器などを柔軟に活用するために、マニュアルを応用した訓練を行うなど、通常の保全活動を通じた教育に加え、運転員や緊急対応要員の対応能力向上を図るための教育を充実させていくこと・

原子力発電所の設備を安全に維持・管理していくためには、これまでの事故・トラブルを踏まえ構築された知識、技術の更なる向上を目指して継承していくことが重要であり、事業者は、若手技術者への教育プログ
ラムなどの有効性を検証し、継続的改善に努めること③

高経年化対策・国は、40 年運転制限制度に係る運転延長の判断基準について、その考え方を早急に明らかにすること・国は、アクシデントマネジメントに活用される格納容器スプレポンプやほう酸タンクなどの対応機器の保全上の重要度について議論を進め、経年劣化を含む評価を行った上で、それらの機器に対して通常の点検に加えた経年劣化管理を徹底すること

・国および事業者は、高経年化に伴う機器等の劣化およびこれに関連する
潜在的事象に関する安全研究を積極的に推進すること④

災害時の原子力発電所へのアクセス手段の確保
・

今回の事故の教訓として、発電所への資機材や物資、対応要員を迅速かつ円滑に輸送することが重要であることが明らかになっており、災害時における発電所間の資機材の融通などを確実にするための多様な手段を確保すること56

添付資料１

福井県原子力安全専門委員会委員名簿（平成 23 年４月１日以降）

氏名

（敬称略）
専門

現職

中川

英之

福井大学名誉教授

電気・電子工学材料物性

三島

嘉一郎

㈱原子力安全システム研究所
技術システム研究所長

原子力学、熱工学、
流体工学

田島

俊彦

福井県立大学名誉教授

素粒子物理学西本和俊

福井工業大学教授（平成 24 年３月 31 日まで大阪大学大学院教授）

溶接・接合工学小野公二

京都大学原子炉実験所教授

放射線医学

岩崎

行玄

福井県立大学教授

植物生化学

飯井

俊行

福井大学大学院教授

構造・材料強度評価

山本章夫

名古屋大学大学院教授

原子力工学

泉

佳伸

福井大学附属国際原子力工学研究所教授

放射線化学、放射線生物学、医学物理大堀道広

福井大学附属国際原子力工学研究所准教授

地震工学（臨時委員）
氏名

現職

専門

釜江

克宏

京都大学原子炉実験所教授

地震工学

竹村

恵二

京都大学大学院教授

地質学（退任された委員）
氏名
現職
専門福井工業大学教授
安井譲
耐震工学（平成 19 年４月１日～平成 24 年３月 31 日）

57福井県安全対策検証委員会名簿（平成 23 年４月１日～平成 24 年３月 31 日）（福井県原子力安全専門委員会）
氏名
現職

専門

中川

英之

福井大学名誉教授

電気・電子工学材料物性

三島

嘉一郎

㈱原子力安全システム研究所
技術システム研究所長

原子力学、熱工学、
流体工学

田島

俊彦

福井県立大学名誉教授

素粒子物理学飯井俊行

福井大学大学院教授

構造・材料強度評価

（福井県）
氏名

現職

旭

信昭

副知事（平成 23 年４月～５月）

満田

誉

石塚

博英

安全環境部長森阪輝次

安全環境部危機対策監

櫻本

宏

岩永

幹夫

副知事（平成 23 年５月～）

安全環境部企画幹
安全環境部原子力安全対策課長

58

添付資料２
福島第一原発事故に関する原子力安全専門委員会の審議実績【原子力安全専門委員会】
開催日

議題

平成 23 年 現地確認（敦賀発電所）
３月 14 日 現地確認（美浜発電所）

説明者
日本原電
関西電力

３月 25 日 東北地方太平洋沖地震と日本海側における地震・津波の知見に（第 65 回） ついて委員

東北地方太平洋沖地震を踏まえた県内発電所の対応状況につ ３事業者
いて10 月 27 日 福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全性向上対策実行計（第 66 回） 画の実施状況について
平成 24 年 原子力安全・保安院の各意見聴取会の審議状況について
２月 20 日（第 67 回）

３事業者
保安院

３月 30 日 福島第一原子力発電所事故を踏まえた原子力災害時の初動体 ３事業者
（第 68 回） 制等に係る追加安全対策について
地震・津波に関する意見聴取会（主に地震動関係）の審議状況 保安院
について
４月 ４日 福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全性向上対策実行計 ３事業者
（第 69 回） 画等の実施状況について
４月 16 日 原子力発電所の再起動にあたっての安全性に関する判断基準
保安院（第 70 回）
４月 18 日 現地確認（大飯発電所）

関西電力

４月 25 日 大飯発電所３，４号機の現場確認結果について（第 71 回） これまでの委員会における委員からの質問に対する回答

県事務局
保安院
関西電力

５月 ８日 地震・津波に関する意見聴取会（主に地震動関係）の審議状況（第 72 回） について保安院

県原子力安全専門委員からの質問に対する回答

関西電力

５月 21 日 関西電力への追加確認事項について（第 73 回） これまでの審議事項の整理・確認について＊：保安院…原子力安全・保安院
３事業者…関西電力、日本原電、原子力機構

59

関西電力
県事務局

【安全対策検証委員会】

開催日

議題

平成 23 年 県内各電力事業者の安全対策の実効性の確保について
４月 １日
（第１回）
４月 ８日 県内各電力事業者の安全対策の実効計画について（第２回）
４月 11 日 現地確認（大飯発電所、原子力運転サポートセンター）
４月 25 日 県内各電力事業者の安全対策の実効計画について（第３回）
10 月 15 日 福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全性向上対策実行計（第４回） 画の実施状況について
11 月 28 日 福島第一原子力発電所事故を踏まえたソフト面等の安全対策（第５回） 実行計画について＊：３事業者…関西電力、日本原電、原子力機構

60

説明者
県事務局

３事業者
関西電力
３事業者
３事業者
３事業者

添付資料３
福島第一原発事故に関する福井県の対応状況【事業者への要請】
要請日

要請者

要請先

平成 23 年 原子力発電所の安全確保体制の強化、安全管理に
３月 12 日 ついて

知事

３事業者
（社長）

３月 13 日 冷却系システムの検証など、原子力発電所の安全確保について知事

３事業者

３月 20 日 ・県民の安全・安心を早期に確保するための積極的な投資・海水ポンプの地震・津波対策の強化
・送電線系統の強化
・使用済燃料プールの冷却機能の強化
・アクセス道路への協力などについて３月 25 日 安全対策の実施と沸騰水型軽水炉を持つ事業者としての積極的な情報公開について

知事

関西電力
（社長）

副知事

日本原電
（社長）

電源や炉心冷却機能の確保など設備面の安全対策に係る実行計画の策定について

副知事

３事業者

10 月 17 日 初動人員体制の強化など組織人員体制面の安全対策実行計画の策定について

副知事

３事業者

要請者

要請先

知事

経済産業
大臣

副知事

文部科学
大臣

４月２日

要請内容

＊：３事業者…関西電力、日本原電、原子力機構【国への要請】
要請日

要請内容

平成 23 年 （要請書）
３月 17 日 ・原子力災害の早期収束と情報公開の徹底
・原子力災害発生の原因究明と安全確保対策
・原子力防災対策の充実
・耐震安全性の向上
・原子力防災道路の早期整備
３月 23 日 （要請書）
・「もんじゅ」の安全確保
・環境放射能調査体制の強化
・日本海側における地震・津波の発生解明

61

要請日

要請内容

要請者

要請先

（要請書）
・安全基準の設定と県民への説明
・安全基準項目（緊急に実施すべき事項、応急・短期的に実施すべき事項 など）
・引き続き対応を求める事項（原子力災害の早期収束と情報公開の徹底、
原子力災害発生の原因究明と安全確保対策、
原子力防災対策の充実 など）
９月 15 日 （要請書）
・原子力発電の将来方向に対する責任ある見解の明示
・定期検査で停止中のプラントの再起動について（福島原発事故の知見の公表、新たな安全基準に基づく安全確認の実施 など）
・災害制圧道路の早期整備
・原子力防災指針の早期見直し
・原子力防災対策の充実強化
・原子力安全規制体制の見直し
９月 15 日 （要請書）
・「もんじゅ」の安全確保
・日本海側の地震・津波の調査研究
・原子力防災対策の充実強化
10 月 19 日 （要請書）
・原子力政策大綱の見直し
・原発の安全基準の見直し
・原子力防災指針の早期見直し
・原子力安全規制体制の見直し

知事

経済産業
大臣

知事

経済産業
大臣

知事

文部科学
大臣

11 月 10 日 （要請書）
・ＥＰＺの見直しと併せた原発の安全基準の早期の提示
・立地地域の意見の十分な聴取・予算措置を含めた国として早期の対応

副知事

４月 19 日

62

知事
再発防止
担当
内閣府
特命担当
大臣
原子力安
全委員会

要請日

要請内容

要請者

要請先

平成 24 年
１月 11 日・安全規制の全体像
・原発の再稼動に向けた暫定的な安全基準
・４０年の運転制限の科学的根拠や４０年を超えている原発の取り扱い
・国の管理責任や体制強化についての方針の明示について・原子力発電の意義と原発再稼動の必要性に対する国の見解の明示と国民の理解について
・再稼動判断のための安全基準の早期設定とスケジュールの明示について
・福島事故の知見を反映するシステムの構築について・高経年化原発の安全研究の推進について
・新たな安全規制に係る制度の詳細や全体像の明示について・責任ある安全規制体制の確立について
・災害制圧道路の整備に対する特別な財源措置の継続について・日本海側の地震・津波の調査と評価の前倒し、および見解の早期提示について・ＳＰＥＥＤＩの充実強化について
・原子力発電所の安全性に関する政府の対応について・厳格な原子力安全規制体制の早期確立について
・原子力安全・保安院、原子力安全委員会の責任ある対応について・原子力発電所の安全性に関する政府の対応について・大飯発電所３，４号機の特別な安全監視体制を現地で構築することについて

知事

内閣府
副大臣

知事

経済産業
副大臣

知事

文部科学
政務官

知事

内閣府
副大臣

知事

経済産業
副大臣

２月 23 日

２月 23 日

５月 10 日

５月 15 日63

【国からの説明】
説明日

説明内容

説明者

平成 24 年 ・原子力発電所の再稼働に関する四大臣判断について
４月 14 日

経済産業大臣

６月 ４日 ・再稼働に関する政府の判断および取組み状況について・特別な監視体制の整備について再発防止担当内閣府特
命担当大臣
内閣官房
副長官
経済産業
副大臣

64

参考
資料編リスト資料１

安全性向上対策の主な対策の実施状況［関西電力］（１）設備対応（２）組織人員体制

資料２

現場確認結果

資料３

意見聴取会の中間まとめ等の概要［原子力安全・保安院］（１）東京電力福島第一原子力発電所事故の技術的知見について～中間とりまとめ（概要）～（２）東京電力福島第一原子力発電所の事故における経年劣化の影
響について ～取りまとめ（概要）～（３）平成２３年東北地方太平洋沖地震の知見を考慮した原子力発
電所の地震・津波の評価について ～中間取りまとめ（概要）～（４）平成２３年東北地方太平洋沖地震による福島第一及び福島第二原子力発電所の原子炉建屋等の影響・評価について ～中
間取りまとめ（概要）～（５）原子炉施設の安全性に関する総合評価一次評価について 関
西電力大飯発電所３／４号機審査結果（参考）大飯３、４号機のストレステスト（一次評価）の結果［関西電力］
原子力発電所の再起動にあたっての安全性に関する判断基準［内閣総理大臣、内閣官房長官、経済産業大臣、内閣府特命担当大
臣］

資料４

資料５

判断基準に対する大飯発電所３、４号機の対応状況［経済産業省］

資料６

大飯発電所３、４号機における更なる安全性・信頼性向上のための対策の実施計画［関西電力］

資料７

委員会で審議したその他の事項
耐震安全性について
・ＦＯ－Ａ断層～ＦＯ－Ｂ断層と熊川断層の連動に関する評価について［原子力安全・保安院］
・断層の連動を仮定した地震動および主要施設の固有周期について［関西電力］
・大飯発電所周辺斜面の安定性評価について［関西電力］
・制御棒挿入性について［関西電力］

資料８

シビアアクシデント対策の国内外の規制状況［原子力安全・保安院］
65