（参考３）PRA補足資料（７）従属性を有する故障について（４／４）
b. 共通原因故障（CCF: Common Cause Failure）（続き）【共通原因故障の例】
電球を6個購入し，同時に使い始めた。
電球は，一つのスイッチにより制御（点灯，消灯）する。
ある日二つの電球の球が同時に切れたことにより，点灯しなくなった。

論点No.152-43

312

（参考３）PRA補足資料（８）人間信頼性解析について（１／３）
人間信頼性解析の範囲
a.

事象発生前
作業（定期試験又は保守）後に，システム又は機器を正規の状態（待機／運転）に復旧させることの失敗
弁の開け忘れ／閉め忘れ、計器の誤校正など

b.

事象発生後
緩和操作に対する診断失敗，操作失敗

THERP（Technique for Human Error Rate Prediction）
原子力発電所のPRAへの適用を目的として開発された手法
人間による作業（タスク）遂行の過程を，タスク分析に基づいてサブタス
クの系列からなるHRAイベントツリーで表現
HRAイベントツリーでは，サブタスクの成功／失敗の他，失敗した場合の過誤回復も考慮
人的過誤のタイプ，操作対象の特徴等によりサブタスクの過誤確率を求
め， HRAイベントツリーを定量化し，タスクの失敗確率を算出

論点No.152-44

313

（参考３）PRA補足資料（８）人間信頼性解析について（２／３）

THERP手順
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.

必要な情報の収集
タスク分析
HRAイベントツリーの構築
人的過誤確率の中央値の評価
行動形成因子（PSF）の評価
タスク間の従属性の評価
過誤回復の評価
タスクの失敗確率の評価

論点No.152-45

314

（参考３）PRA補足資料（９）PRA用データ収集の状況について
国内の電力事業者がデータを収集し，電力中央研究所が取りまとめ，完成したデータについては，電力中央研究所ホームページで公開されている。（公開ホームページ：https://criepi.denken.or.jp/）【国内一般機器故障率】
・データ収集実施ガイド：2023 年 5 月に公開
・パラメータ推定：2021年9月に公開【共通原因故障（CCF）】
・データ収集実施ガイド：作成中・パラメータ推定：作成中【アンアベイラビリティ（UA（MSPI用）】
・データ収集実施ガイド：2023年6月に公開
・パラメータ推定：2023年10月に公開【LOOP 起因事象発生頻度】
・パラメータ推定：2024年3月に公開【一般溢水発生頻度】
・パラメータ推定：作成中【一般火災発生頻度】
・パラメータ推定：2022年3月に公開
論点No.152-47

316

（参考３）PRA補足資料（１１）ピアレビューによる妥当性確認
PRAモデルの妥当性確認及び品質向上のため，ピアレビューを実施する。
設計基準事故対処設備のみのPRAモデルにおいては，国内及び国外のPRA専門家によるレビューを実施した。
ピアレビューの実施においては独立性及び公正性の観点から，レビュー対象とするPRAの実施に関与していないこと，PRAを実施した者と同一の組織に属していない者が実施した。

＜ピアレビュー実施体制＞

論点No.152-50

319

（参考３）PRA補足資料（１２）地震レベル１ＰＲＡの評価フロー（１／４）
以下に示す評価フローに基づき，地震ＰＲＡを実施
１．評価対象プラントと事故シナリオ(1) 対象とするプラントの説明(2) 炉心損傷に至る事故シナリオと分析

・プラント関連情報の収集・分析

・事故シナリオの概括的な分析・設定
・起因事象の選定
・建屋・機器リストの作成

・プラントウォークダウンの実施

２．確率論的地震ハザード
評価

３．建屋・機器フラジリティ
評価

４．事故シーケンス評価
フォールトツリー

年
超
過
頻
度

イベントツリー損
傷
確率
最大地動加速度最大地動加速度論点No.152-51

320

（参考３）PRA補足資料（１２）地震レベル１ＰＲＡの評価フロー（２／４）
地震ハザード曲線をいくつかの区分に分割

区分1 区分2 区分3 区分4分割した区分毎の機器フラジリティを算出

区分1 区分2 区分3 区分4

論点No.152-52

321

（参考３）PRA補足資料（１２）地震レベル１ＰＲＡの評価フロー（３／４）
・それぞれの区分毎のイベントツリーを作成・分割した区分毎の地震の年超過頻度を起因事象として設定
・緩和系には分割した区分毎の機器フラジリティ確率を設定（機器フラジリティ＝地震によって機器が機能喪失となる確率）
区分1

区分2

区分3

論点No.152-53

区分4

322

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【論点No.152】
新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について指摘事項等・県民意見に下線を記載【委員からの指摘事項等】

対応する資料頁数等をNo.139内に記載

いろいろなところで信頼性を高めるという言葉が出てくるが，これは定量的に評価されているのか。また，それはどのく
らいか。特に，フィルタベント装置の信頼性について評価しているか。具体的な評価結果について，改めて説明すること。
P.9-17,25＜第15回ワーキングチーム指摘事項＞
確率論的リスク評価（PRA）の位置づけ，起因事象の選定方法，ピアレビュー等の妥当性評価，炉心損傷以降の実施範囲について説明すること。
P.31-58
津波PRAの分かりやすい説明をすること。

P.55-58＜第24回ワーキングチーム指摘事項＞
共通要因故障の考えかたについて説明するとともに電力大での取り組みについて説明すること。

論点No.152-59

P.40-43,47＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

328

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】
No.90
重大事故が発生する確率について，一般的な事故等の確率（航空機，宝くじなど）と比較して，どのくらい低いものなのかについて，わかりやすい資料がほしい。
P.27
No.92
100％安全が無いのと同様に，100％重大事故につながるわけではないと思います。今日の全体の印象では，重大事
故有りきの説明のように聞こえました。きわめて低い確率のものに対して，これだけの対策をしているというアプローチの方が良いのでは？
P.9-17

論点No.152-60＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

329

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】
No.113
私は，原子力の問題では，ＮＨＫが２～３年前にやったときの事故当時の免震棟に入っている福島の状態と東電さんの本店のやり取りを見ていたんですね。そのときに，どうやっていいか，またはどこの状態がどうだということで，具体的に対応ができていない。今はマニュアルをつくりますとか，こうやってやりますと言っても，当時だってマニュアルはあったはずですよね。しかしながら，それができない。
そこを考えないと，今，これもやります，あれもやりますと言っていますけれども，福島に比べて東海のこのエリアは100万都市でしょう。その避難計画とかも小出しにしてやっていたのではわからないんだよ，我々はね。逆にリスクマネ
ジメントして，事故が起きないということはあり得ない。ここまでした場合には，何パーセント的に起こりますよという形で，金もこういうふうにかかりますよと。だったら，つくるよりやめたほうがいいですという選択肢というんでしょうか，それは当然あるはずですよね。動かすことありきで論議すると，ここの状態で，地層がこうであるとか，ある意味では枝葉も嘘になってしまう。だから，今度，避難とか何かを含めてのですね，リスクマネジメントとして，これだけかかるのだと。
このエリアは，福島から比べるのだったら，ＧＮＰだって１万倍くらい大きいですよ。避難とか何かした場合に，私は，素人ながらに計算すると，何兆円，東海第二原発の100キロワットの発電の電力から比べたら，電力を発電して得られる金額よりもリスクのほうがはるかに大きい。それは，私，原発を動かさないと言っているんではないですよ。動かしてもいい。ただ，そのあたりのリスクマネジメントをきちんとして，やらないと，ここの枝葉で，地層がこうです，このベントがこうです，あんなつまらない論議はいいんだよ。
だから，基本的に，これからの世代，若い子どもたちが本当に安心していけるのか。これは避難したら戻れませんよ。
就労できますか。何十万人も就労できますか。何十万人も住宅をちゃんと手当てできますか。茨城県だってそうなのよ。
茨城県という形では論議はできませんよ。日本全体としてどうなのかということで，もし避難ということでも，これも避難してやったらできないから，何でもできる，できるという論議でいってしまうとこれはだめなのよ。できないときはできないと勇気を持って言わないとだめなの。

論点No.152-61＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

330

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】
No.113（続く）
そういう意味では，私が常々反対という立場で何でも論議するということはいけないと思っているので，しかしながら，原発に対してはリスクが大きすぎた。実際のリスクマネジメントも数量的な経済効果としてもしていない。これ，下手す
ると日本が破綻しますよ。あなた方は計算するときに，表の計算とか何かというのはばかでもできるよ。そうじゃなくて，
リスクマネジメントというのは，本当にこの国はいいのかどうか，そこからスタートしないと。そして，技術的なことを次から次とやってもらわなくてはいけないんだよ。だけど，これからも多分やるときには，技術委員会，何とか委員会，枝葉で一つ一つやる。これは一つ一つやるんで催眠効果と同じなんだよ。一つの事例を見ると，人間の思考はだんだん縮められて一つの考え方になっちゃう。大局的にどうすべきかということを，時間がかかるかもしらんけれども，そこから
ちゃんとやって，だめなものはだめ，その勇気を持って言ってくださいよ。
私は今，結論とか何かということは回答は要りません。要らないけれども，私の発言した内容はある程度考慮していただかないと，茨城県もそうですよ。避難とか何か言っているけれども，避難するときどうですか。そんなに簡単にできないよ，何十万人も。できないことをできるという視点で捉えてしまうと間違ってしまうと言っている。そこをちゃんと肝に銘じて，私はこういう会にはあまり出たことないけれども，本当にこれは子どもたちの財産を考えた場合には，本当にしっかり考えないとだめだと思っている。
だから，あなた方が今，技術的にといって旗振りをやった場合には，この範囲は技術的ですから我々はやりません。
これは想定外です。みんなそうなっちゃうんだ。
避難計画ではなくて，リスクマネジメント，数字でちゃんと根拠を示してやってくださいよということです。感情論で言っているわけじゃないんです。感覚で言っているんじゃない。
No.136安全目標。性能目標。確率論的リスク評価

P.26-29
論点No.152-62＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

331

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】
No.399・リスク評価結果について知りたいポイントは，
東海第２の ①内的事象によるもの，②外的事象
・外的リスクについて，たとえば同じ地震想定を鉄道や，高速道路などと比較した場合，結果はどうなのか？他産業との比較を知りたい。
P.30
No.485
事故リスクの大幅な低減。
P. 9-17
No.1107
意見① 原子力施設内の各種の残余リスクの定量的明示が実施され，関係機関と県民との間にリスクコミュニケーションを図れるようにすべきである．そのために県は，事業者および原子力規制委員会と連携してそれら明示に取り組むべきである．
(ア) 重大事故（含むメルトダウン）のシナリオを全て示すこと．また，想定が難しいが起こりうるシナリオも別に示すこと
想定シナリオ例，複合事象も含む，地震動，津波（隕石落下も含む），竜巻（飛来物を含む），ミサイル攻撃，テロ活動行為など。燃料冷却水の取水が不可能になる事態のシナリオなども含めなければならない．
P.18-24(イ) 上記項目（ｱ）にあわせ，想定被害規模別の事故が発生する確率を定量的（数値）で示すこと
P. 9-17
例えば，全想定されるメルトダウンのシナリオ別の確率，放射性物質の格納容器外への拡散の確率（「福島第一原子力発電所事故の放出の100 分の１以下」の説明だけでは，リスクを理解するのは容易ではありません），放射性物質の周辺地域への飛散の確率．津波が原子力施設の防御用の防潮堤天端に到達する可能性を，別途推定した津波ハザード曲線から参照はできるが，津波がその防潮堤を越流したあと防潮扉による原子力施設建屋内への浸水阻止，建屋に浸水したとしても原子炉格納容器の冷却システムの稼働を含めた対策が実施された後に，リスクがどの程度残るのか（残余リスク）までを示すべきである。合わせて，冷却水の取水が不可能になった場合における，別システムによる燃料冷却が実施された後に，リスクがどの程度残るのか（残余リスク）までを示すべきである。
論点No.152-63＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

332

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】
No.1107（続き）(ウ) 上記項目（ｲ）に付随して，科学的で不変的にメルトダウンの発生が無いと証明されている事象（シナリオ）とその根拠を示すこと。（リスクが0.00％等と有効数字も意識したもの）
P. 9-17(エ) 現時点において定量的には（数値では）確率を示せないシナリオについてもその示せない理由別に，詳細までを丁寧に説明すること．
P. 18-24
確率を定量的に示せない事象について，
A) 現時点の知見では，科学的にメルトダウンの発生の過程を定性的にも説明できない事象（シナリオ）とその理由(知見の限界点までの明示)
B) 現時点の知見では，科学的にメルトダウンの発生の過程を定性的には示せるが定量的には説明できない事象（シナリオ）とその理由(知見の限界点までを明示)
C) 現時点の知見では，科学的にメルトダウンの発生の過程の一部は定量的に説明できるが，全体としては定量的には説明できず，定性的に留まる事象（シナリオ）とその理由(知見の限界点までを明示)など，明瞭に区分して丁寧に説明すべきである．
（例えば，アウターライズ地震は，科学的に実証されている歴史的な地震記録では，大きな津波を発生させた事実は確認できないが，アウターライズ地震が大規模な津波を発生させないとまでは科学的に証明されてなく未知の部分である。しかし，その確率は△△△の理由から「〇〇〇」以下と専門化の間で広く認知されている）
No.1109
意見③ 上記の意見②における原子力施設内の各種「残余リスク」に伴う周辺地域住民に及ぶリスクが残存するならば，そのリスクと原子力施設が存在しなくても発生する周辺地域住民のリスクとの定量的な比較を明示して，このリスクの比較を通して県民が原子力施設の残余リスクの理解を深められる状況にすべきである．そのために県は，事業者および原子力規制委員会と連携して明示に取り組むべきである．
論点No.152-64＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

333

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】
No.1109（続き）

P.11-17
原子炉施設の設計地震動が実際に発生した場合，またその地震動と一般建築物の耐震基準における地震動の間において段階的に地震動を設定し，それら地震動で周辺の建屋（県民の一般住居を踏くむ）被害の程度を定量的・定性的に示し，県民がリスクの比較および理解を深められるようにすること．津波が原子力施設を防御する防潮堤の天端の高さに到達した場合，またその津波と現在の津波浸水想定の間の高さ（規模）の津波が発生した場合それぞれにおいて，想定される茨城県内の浸水域を定量的に示し，県民がリスクの比較および理解を深められるようにすること．県民が最も関心があるのは健康問題である．また，周辺地域住民に及ぶリスクが健康問題に及ぶ程度を，一般的に用いられる他の事故または健康問題による死亡や病気・怪我の確率と比較できるものにすること．
意見④ 上記の意見③のような周辺地域住民に及ぶ「残余リスク」の発生源が原子力施設に存在するならば，原子力施設周辺の自治体および県内の自治体が被る残余リスクと他の首都圏や周辺県の自治体のリスクと比較できる情報を県民に提供して，県民がそのリスクの比較を通して原子力施設が有する残余リスクの分布（バランス）の理解を深められるようにすべきである．そのために県は，事業者および原子力規制委員会と連携して情報提供に取り組むべきである．
意見⑤ 上記の意見④のような，他県とは異なる県内の周辺地域住民に及ぶ「残余リスク」の発生源が原子力施設に存在するならば，県が主体に事業主や国家にそのリスクの低減を実施する策を講じるべきである．第一に考えられるのが健康被害の低減の事前の準備があげられる．これ以外にも，上記の意見④をもとに原子力施設周辺自治体および県内の自治体が被る特有のリスクによる広義の生活環境の損失を推計し，県民が原子力施設を起源とする残余リ
スクの理解を深められるようにすべきである．また県は原子力施設の稼働により利益を得る他の首都圏の都道府県や国家等に相応の負担を要請することを通して，県民が原子力施設を起源とする残余リスクの代償を得られ，リスクの公平な分担が取られる社会にすべきである．そのために県は，事業者および原子力規制委員会と連携して情報提供
および積極的な働きかけを他の首都圏の都道府県や国家にするべきである．

論点No.152-65＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

334

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】
No.1109（続き）
意見⑥ 県内の周辺地域住民に及ぶ「残余リスク」の発生源が原子力施設に存在する場合で，上記の意見①～⑤のう
ちで直ちに推計，情報提供や要請等が難しい場合には，それら難しいものに対して，県は事業者や原子力規制委員会と連携して，県内に検討できる専門機関を設置または既存の専門機関に検討を要請し，県民が原子力施設を起源とする残余リスクの理解をより深められる道筋を構築すべきである．また県外，国外の人々も含めて原子力施設のリスクを学べる学習施設を建設し，県民との交流する機会も設けるなどアクティブラーニングの要素も取り入れ，県民が原
子力施設を起源とする残余リスクの理解をより深められる状況にすべきである．これらの経費についても県は，事業者
および原子力規制委員会と連携して，原子力施設の稼働により利益を得る他の首都圏の都道府県や国家等に要請するべきである．
意見⑦ 県内の周辺地域住民に及ぶ「残余リスク」の発生源が原子力施設に存在するならば上記の意見①～⑥を通して，茨城県がリスクコミニケーション先進県として我が国を牽引できるよう，県が事業者や原子力規制委員会に対して継続して残余リスクの低減の実施を促していく方策を構築し，県民が原子力施設の安全性を認識できるよう，新たなIT技術を活用したリスクコミニケーションを開発するなどして，安全な茨城県社会創りを進めていくべきである．以上
No.47
安全とは言っていませんので本当の安全性に関心があります
No.306一度聞きたかったんですけれども，前田中委員長は，規制委員会の適合性審査というのは安全を保証するものではないと言いましたよね。今回，合格になったわけですけれども，それについてはどう考えられますか。今回，私，原発から９キロのところに住んでいるんですけれども，この結果が安全を担保しているものなんですか。そう思っていいんでしょうか。保証していただけるんでしょうか。

論点No.152-66＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

335

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】
No.314
２番目は，先ほども質問がありましたけれども，規制庁として，安全であるということを保証してくれるのかどうか。これについては先ほど話がありましたけれども。
２番目の再稼働して本当に安全かどうかということについては，これは東海第二原発の審査に合格したから稼働すると言っているんですよ。だから，安全ということについては，規制委員会としては関係ないんだということをはっきりと言ってほしいんです。それなら安全かどうかというのは日本原電と地方でやればいいわけですから，まず，規制委員会
は安全にタッチしていないんだということをはっきりと言ってほしいんですね。それが２番目。
No.381①100％安全といえないこと。

P. 9-17

No.422
原発が100％安全と断言できるのか？その根拠は何か？

P. 9-17No.462
安全が確認されれば東海第二原発を再稼働してもいいんじゃないかというふうに考える方はいらっしゃいまして，それは，普通，原子力規制委員会の規制基準に合格したことをもって安全だというふうに考えるのが普通だと思うんですけれども，前回のひたちなか市での説明会のときの会場からの質問者に対するお答えで，どんな新しい知見を踏まえても，事故が起きないと保証できるものではないというふうにお答えしております。
そこで，お聞きしたいのが，東海第二原発が再稼働した場合に，96万人の避難が必要となるような事故の可能性も否定できないというふうにお考えなのか，それとも，そんなことは絶対にあり得ませんと保証するものなのか，そのことをお伺いします。

論点No.152-67＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

336

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】
No.462（続き）
原子力規制委員会としては，96万人の避難が必要となるような事故も否定できないということで，そう思っているということでよろしいんですね。
No.556
今，縷々，新規制基準に沿って説明をいただきましたけれども，その内容は多岐にわたって専門的な部分もあって，大変難しいものがありました。
それで，私が聞きたい端的なことでお聞きしたいと思います。
その審査の結果，東海第二原発は絶対安全と言えるようになったのでしょうか。私が電気に求めることは，快適に暮らせる生活ということなんですよね。ところが，その電気を生み出すべく，原発が，一度，過酷事故を起こしたとなると，その快適な生活を奪いますし，例えば仕事のところも奪っています。あえて言えばふるさとまで奪ってしまう状態なのです。
その範囲は広範囲にわたって何十万ということで影響を及ぼします。だからこそ原発は絶対安全でなければならないと思っているわけなんです。
改めてお聞きします。東海第二原発は，審査の結果，適合したなんて言わないで，安全かどうなのかお聞かせください。
No.591
安全対策が，どの範囲まで許容されているのか。許容されない範囲はどこなのか。
No.621
今回の審査内容，基準で本当に安全性を確保できるのか？

論点No.152-68＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

337

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】
No.651
・どんなに安全対策をしても完全な安全とはいえない。
No.698
リスクコミニケーションできるような安全対策

P. 9-17

具体的なものは残余リスク提示
No.760
こういう視点で見ると，「事故の発生確率が低いので対策をしていない」という姿勢が，過去には多くあったように思いますが，これが，周辺住民が，肌で感じ取る不安のもとになってきました。
大きな破壊をもたらす事象（地震のほかに，隕石落下や，航空機落下など）については，確率論ではなく，深層防禦の考え方で対処すべきでしょう。
確率論は，「安全性を示す道具」ではなく，残存しているリスクがどれくらいかを知り，そのリスクを下げるための手法ですので，場違いな使い方でしょう。
なお「深層防禦」の考え方で防禦策を構築してゆくと，「その効果がいかほどなのか」という疑問が出てきます
例えば，津波事象なら，防潮堤の高さを，１０ｍにした場合と，15ｍにした場合，さらには，ヤードに物を置かなかった
場合と，津波防御策を十分に実施してヤードに安全刑を設置した場合，建屋入口管理を厳重にした場合と，しなかった
場合，建屋の系統分離を徹底した場合と，適当な対策で済ませた場合・・などの防禦策の組み合わせで，「原子炉が，溶融してしまう」という最悪事態に至る迄の確率は，異なります。
それぞれの対策の組み合わせで，炉心溶融確率を評価し「サイト外への放射能放出量」と「その発生頻度」までを評価して，それが「許容できるのか，できないのか」を，きちんと評価してあれば，住民も納得するでしょう。
・・・肝心なのは，許容値に到達しない場合，到達するまで防禦策を考えて続けているかどうかです。＜How Safe is
Safe enough?＞
論点No.152-69＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

338

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】
No.772
説明要望（２）：
今回の審査で合格とした安全対策により，リスクがどれくらい小さくなったのか？，残されたリスクはどれくらいなのか？，それらは別に議論されている「安全目標」や「性能目標」の物差しでみたら，どのようなレベルと理解すればよいのか？ これらの説明が不可欠だと思います。
No.896
事故は０（ゼロ）でないとの回答あり。 P. 9-17
No.948
住民説明会の開催について，そのご努力に敬意を表します。しかし，議事録等を拝見すると，絶対安全・ゼロリスクを求める方との議論については，規制庁回答は間違いではないとは思いますが，説得性に欠けているように感じます。
東海第二の再稼働を望み，かつ原子力発電所の重要性を認識するものとしては，東海第二の安全性の説明に，規制基準を満たすことだけでなく，以下の点を考慮されるよう希望します。
１）再生可能エネルギーや化石エネルギーなどエネルギー利用には，リスクゼロのものは，存在しない。例として，水力ではダムの決壊，太陽光では悪天候による供給不安定，風力では台風・落雷等による損壊，化石燃料では採掘時の事故・大気汚染・輸入停止・地球温暖化などが，考えられるので，それらをできるだけ定量的に示してほしい。下表は例示です。（出典：総合資源エネルギー調査会 基本政策分科会第3回会合 参考資料２から抜粋）(表)P. 9-17２）原子力発電所の安全性は，東電福島事故の反省を踏まえて，向上している。東海第二でも，新規制基準に基づく
安全性向上対策を実施しており，安全性が向上している。できれば，炉心損傷確率等で，定量的に示してほしい。
３）我が国には，定量的な安全目標が定められていないが，諸外国の例を示して，東海第二の場合，それを上回る程度になっていることを定量的に示してほしい。
P.9-17,29
論点No.152-70＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

339

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】
No.988（２）規制委員会の「審査合格」は「安全を保証」する物ではない事の周知徹底
日本原電は「審査に合格」したので「再稼働がOK」されたニュアンスで話をしています。規制委員会は自身のホームページ（左記）で，審査合格は「安全を保証するものではない」と明記していますし，審査結果説明会の席上でも「保証するものではない」と明言せれています。規制委員会の審査と安全（事故を起こさない）→地域住民はこちらが大事です。は別であるとして検討を進めてください。
No.1047
あの日から８回目の３．１１。今，東電社員の当事，非常時の徒ならぬ状況での声が発信されてます。原発事故の恐怖がよりより甦ってます。未然防止はもちろん１００％でなければならないと思います。が東海第二原発で，ここ最近小さい影響は無いと言いながらニュースが流れてます。
No.1087
知事は原電の原発再稼動をめざすという表明の際，「県でも独自に安全基準を作って検証中」とテレビで発言しておられましたが，その基準はぜひとも安全の証明ができるものでお願いします。なお，この場合の「安全」の定義は，原発事故は絶対100％起きないこと。周辺住民や原発関係者も誰一人として被爆せず，大地も海も一切被爆しないこと。茨
城県で生まれた人が一生生まれた土地で安心してすみ続けることができて，原発事故によって自分の家や畑，仕事，命を奪われる恐れが一切ないこと。茨城県に住む一般の市民にとって「安全」の定義とはこういうことではないでしょうか。事故・故障の未然防止対策とは，つまり安全を脅かすものを未然に排除するということです。それを科学的に検証するというのでしたら，「安全」の定義からきちんと示す必要があります。これはとても重要なことです。新規制基準では「安全」の定義がはっきりとなされていません。「安全」が定義されない限り「安全」の議論はできません。ぜひ，「安全」を定義してください。

論点No.152-71＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

340

論点No.195 【安全対策全般】
プラント状態を踏まえたリスク評価について【説明概要】• プラント停止期間中においても，プラント運転中と同様に，プラントのリスクを把握するため炉心（燃料）損傷に至る可能性のある事象（起因事象）を特定し，リスク評価を実施している。
• プラント停止期間中におけるリスク評価の結果は，停止中のプラントのリスクを低減させる検討に活用している。
• プラント停止期間中のリスク評価においても，出力運転時PRAと同様，起因事象を特定し，イベント
ツリー及びフォールトツリーを用いたリスク評価を実施している。
• 起因事象発生頻度，緩和設備の失敗確率及び故障した緩和設備の復旧失敗確率により，最終状
態が「炉心（燃料）損傷」となるシーケンスの発生頻度を評価している。

論点No.195-1

341

プラント停止中の炉心損傷頻度の評価手法（起因事象の特定）••プラント停止期間中に発生する起因事象は，マスターロジックダイヤグラム※を使用して炉心（燃料）損傷に至る可能性のある事象の特定をしている。
プラント停止期間中に実施される点検や運転操作に伴う原子炉冷却材の流出事象は，停止時特有の起因事象として抽出される。
起因事象
残留熱除去
系の故障

※マスターロジックダイアグラム
頂上事象の発生に関与する要因事象を樹形図によって論理的に展開することで，安全機能を脅かす結果に至る事象を抽出し，起因事象を同定する分析手法。
（日本原子力学会：原子力発電所の停止状態を対象とした確率論的安全評価に関する実施基準(レベル1PSA編) ）残留熱除去系（ＲＨＲ）喪失
残留熱除去系海⽔系（ＲＨＲＳ）喪失

外部電源喪失
原⼦炉冷却
原⼦炉冷却材浄材の流出
化系（ＣＵＷ）
ブロー時の原⼦
炉冷却材流出ＲＨＲ系統切替時の原⼦炉冷却材流出制御棒駆動機構（ＣＲＤ）点検時の原⼦炉冷却材流出
局部出⼒領域計装（ＬＰＲＭ）
点検時の原⼦炉
冷却材流出

内容
ＲＨＲの弁やポンプの故障により起動状態のＲＨＲが機能喪失する事象
ＲＨＲＳの弁やポンプの故障により起動状態のＲＨＲＳが機能喪失する
事象
外部電源が喪失する事象
原⼦炉⽔位の下降調整操作において，
⼈的過誤により原⼦炉冷却材が系統外に流出する事象
ＲＨＲの系統切替え操作において，
⼈的過誤により原⼦炉冷却材が系統外に流出する事象
ＣＲＤ点検作業時の⼈的過誤により
原⼦炉冷却材が系統外に流出する事
象
ＬＰＲＭ点検作業時の⼈的過誤により原⼦炉冷却材が系統外に流出する
事象

図 マスターロジックダイアグラム及び炉心損傷に至る可能性のある事象の例

論点No.195-3

343

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【論点No.195】
プラント状態を踏まえたリスク評価について【委員からの指摘事項等】

指摘事項等・県民意見に下線を記載
対応する資料頁数等をNo.185内に記載

停止時リスク評価について，どのくらい修復に時間がかかるのかということも考慮して，発生率と修復を考慮して確率で計算をして，系統的な損失の確率はどうかということを確認する例が記載されているものと思いますが，そういうものを用いて全体のリスクがどの程度上がるとか下がるとか，そのあたりはどのように評価しているのか。
P.4

論点No.195-6＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

346

論点No.197 【安全対策全般】
LOCA等に起因する重大事故時の制御棒の溶融に関する知見及び原子炉停止機能への影響等について【説明概要】• 炉心の著しい損傷後に原子炉圧力容器への注水を行う場合，重大事故等対処設備であるほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入を併せて実施する手順としている。
• 原子炉の水位低下によって炉心が露出すると，崩壊熱によって燃料被覆管の温度が上昇する。被覆管温度が1200℃程度に到達すると，被覆管の酸化反応（水－ジルコニウム反応）が著しくなること
で燃料被覆管温度が急激に上昇し，制御棒の溶融とともに広範な炉心損傷に至る。
• 炉心損傷過程における原子炉は，以下の理由より，臨界となりにくい状態にある。
①炉心部に水がほとんどない状態では，核分裂の連鎖反応に必要な中性子の減速がされないこと②燃料温度の上昇に伴い，ドップラ効果による負の反応度が添加されること

論点No.197-1

347

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【論点No.197】
LOCA等に起因する重大事故時の制御棒の溶融に関する知見及び原子炉停止機能への影響等について【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】

指摘事項等・県民意見に下線を記載
対応する資料頁数等を内に記載

No.950(3)冷却材喪失事故（LOCA）時の緊急炉心冷却水（ECCS水）注入に伴う出力暴走
BWRでは，燃料棒被覆管（ジルカロイ）の融点は約1850℃であるのに対し，制御棒被覆管（ステンレス鋼）は，中性子吸収材のB4Cとの共晶反応により融点が約1200℃となり，600℃以上も低いという重大な弱点があります。そのため，
原子炉容器底部や大口径配管で破損が生じるなどにより炉容器内の冷却水が喪失すると，燃料ペレットからの強い放射線による発熱で，燃料棒と制御棒はほぼ等温で昇温すると考えられます。両者が約1200℃を超えると，制御棒は溶け落ちて炉心下部に堆積するが，燃料棒はふくれ，破裂などを起こしながらも自立しており，炉心の幾何形状がほぼ維持されている状態がかなり広い範囲で実現する可能性があります。その状態で，大容量のECCS水が炉心上部から注入されると，非常に激しい出力暴走が起り，炉容器のみならず格納容器さえも損壊する恐れがあると考えられます。福島事故の際も，この事象を避けるため，消火系統から炉心に注入する冷却水には，中性子吸収材のほう素が混入されたと聞いています。
BWRにはほう酸水注入系が装備されていますが，これは制御棒が挿入不能の場合にも炉を停止するための設備であり，緊急炉心冷却系（ECCS）ではありません。LOCA時には炉心スプレー系などのECCSが自動作動するので，どのタイミングでECCSが作動しても大丈夫なように，全てのECCS水にほう素を混入することは最低限の対応策として実施すべきですが，なされていません。
P2

論点No.197-4＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

350

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】
No.1080
３．炉心溶融に関すること
BWRで福島のような炉心の空焚きが起こると，燃料棒より制御棒の方が被覆管の融点が低いため早く溶け落ちてしまい臨界を超える恐れがないのか検証すべき。
※燃料被覆管ジルコニウム

融点1850℃

P3※制御材被覆管ステンレス鋼 融点約1450℃

論点No.197-5＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

351

論点No.198 【安全対策全般】
原子炉停止系統の信頼性について【説明概要】
・設計基準事故対処設備である原子炉緊急停止系は，プラントで故障や異常が発生した際に，各種の監視装置によって事象を早期に検知・判断して信号を出し，全ての制御棒を炉内に挿入することで確
実に核分裂を停止させ，未臨界を維持する。
・原子炉緊急停止系の代替設備である代替制御棒挿入機能，代替再循環ポンプトリップ機能及びほう酸水注入系は，設計基準事故対処設備との独立性や，系統内での多重性により信頼性を確保している。
・代替設備の有効性は，重大事故等対策の有効性評価（原子炉停止機能喪失）にて確認しており，代替再循環ポンプトリップ機能及びほう酸水注入系のみで未臨界に至ることを確認している。
・ほう酸水注入系のポンプ及び注入弁は多重化されており，確実にほう酸水が注入される設計となっている。

論点No.198-1

352論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【論点No.198】
原子炉停止系統の信頼性について【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】

指摘事項等・県民意見に下線を記載

対応する資料頁数等を内に記載
No.1024
Q9:資料（４０）（４１）炉心損傷防止対策”原子炉を停止する代替手段等を確保していることを確認”とある。信頼性，有効性をどのように要求し確認されたのか記載がなく不安が残る。
P.2～6
追記）資料説明文で，”制御棒の挿入には，代わりとなる制御回路を設置”とあるが，制御装置ではないか。再循環ポ
ンプのコントロールのところは，制御装置ではなく，制御回路ではないか，文字間違いと思われる。
No.1152
4. 制御棒とホウ酸水による「止める」ことは，確実にできるのか
緊急時に確実に「止めること」，臨界状態が続いて核兵器のような制御不能な事態にさせないことも，大きな課題だと思います。水圧で制御棒を下から，重力に逆らって確実に燃料棒の間に差し込むというのは簡単ではない操作だと思います。
この水圧で制御棒を持ち上げるのには電気制御によってなされるとされ，もし，万一電気で水圧操作が出来ない場合でも手動での操作も可能だとしています。
論点No.24にて説明
しかし，地震動によって燃料棒枠の変形や移動などで，すんなりと押し込めない場合が想定され，計算上3.5秒以内に差し込み完了できると言われますが，もっと保守的に考えるべきではないか。さらに，これに失敗した際にはホウ酸水の炉内注入という方法があるとも説明されていますが，このホウ酸水注入系については耐震度を増したとはされているものの，多重化されてはいません。この系の重要性から言って，不十分と言わざるを得ないでしょう。
P5

論点No.198-8＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

359

論点No.199 【安全設計方針】
海外プラントとの比較及び東海第二発電所の安全設計方針について【説明概要】
東京電力福島第一原子力発電所の事故の反省等から、「深層防護」を基本とし、共通要因による安全機能の喪失を防止する観点から、自然現象の想定と対策を大幅に引き上げた新規制基準が制定された。
新規制基準では、万一シビアアクシデントが発生した場合に備え、シビアアクシデントの進展を食い止める対策が要求された。また、テロの発生を想定する旨が追加されたことも踏まえ、テロとしての航空機衝突への対策も要求されることになった。
これにより、従来の基準と比べシビアアクシデントを防止するための基準が強化されることとなり、東海第二においても、これらの新しい基準を踏まえた対策を取りまとめた設置変更許可申請を行い、審査の結果、新規制基準に適合するとの許可を受けた。
新規制基準では、新たにバックフィット制度が制定され、最新の技術的知見のうち必要と認められる場合には、規制に反映されることになり、最新基準への適合が義務づけられた。また、国内外の最新の科学的知見及び技術的知見を調査、収集し、必要と認められる知見を得た場合には反映
し、対策を行っている。

論点No.199-1

360２．従来の規制基準と新たに制定された新規制基準との比較
従来の基準と比較すると、シビアアクシデントを防止するための基準を強化するとともに、
万一シビアアクシデントやテロが発生した場合に対処するための基準を新設

格納容器破損防止対策

新設

放射性物質の拡散抑制対策

炉心損傷防止対策（複数の機器の故障を想定）
内部溢水に対する考慮（新設）
自然現象に対する考慮（火山・竜巻・森林火災を新設）

自然現象に対する考慮

火災に対する考慮
火災に対する考慮

強化又は新設シビアアクシデントを防止するための基準（いわゆる設計基準）（単一の機器の故障を想定しても炉心損傷に至らないことを確認）（ シビアアクシデント対策）（テロ対策）

意図的な航空機衝突への対応

新設＜新規制基準＞＜従来の規制基準＞

電源の信頼性
電源の信頼性その他の設備の性能
耐震・耐津波性能

耐震・耐津波性能強化

その他の設備の性能※出典「実用発電用原子炉に係る新規制基準について-概要-（平成26年2月更新 原子力規制委員会）」

論点No.199-4

363

３．新たな知見への対応
新たな知見に対応する手段の一つとして、新たにバックフィット制度が制定され、最新の技術的知見のうち、必要と認められる場合には，規制に反映されることになり、すでに運転をしている発電所においても、この最新基準への適合が義務づけられることとなった。
法令及び規制基準の改正等により新たな知見として規制に反映され，東海第二においても設置変更許可申請を行い，原子力規制委員会の審査を行っている事例
・ 有毒ガス防護対策 （2023年1月許可済）・ 震源を特定せず策定する地震動に係る標準応答スペクトルの取入れ （審査中）JANSI※が行う国内外の安全性向上に関する最新知見の収集・分析、事業者の安全性向上
活動の技術的な評価及び提言や支援を通じた事業者の安全性向上活動の支援を受け、必要と認められる知見を得た場合には反映し、対策を行っている。
※ 事業者から独立した立場で安全性向上活動を評価し、事業者に対する強い指導力の下で提言や支援を行う組織として、原子力安全推進協会(JANSI)が設立

国内外の先行事例を広く学び、原子力発電所の安全性の向上に向けた自主的、先取的、継続的な取り組みを進め、安全性向上活動に取り組んでいる事例
・ JANSIが収集した国内及び海外の事故・トラブル等の情報を分析・検討し、類似の事故・トラブル等の発生防止に向けた水平展開の実施（原子力施設情報公開ライブラリー（NUCIA）に対応状況を公開）
・ JANSIが発行する運転経験に基づく重要度文書等の提言・勧告を真摯に受け止め、対応の検討、対策の実施
これらの最新の知見等を踏まえた対策の導入の検討については、品質マネジメントシス
テムに基づいて社内で検討を進めている。
論点No.199-5364論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【論点No.199】
海外プラントとの比較及び東海第二発電所の安全設計方針について【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】

指摘事項等・県民意見に下線を記載
対応する資料頁数等をNo.388
・海外の原発に対する安全対策の比較がない

内に記載

P.6～7

No.779
１. 福島第一原発が東日本大震災時に爆発し，放射能物質が放出してしまったのは人災と言われています。それまで
は日本の原発は二重，三重の安全対策がとられているので安全であるという安全神話がＰＲされてきて，政府も電力
会社も国民もそれを信じていました。原発爆発後の惨状を見て安全神話が崩れ国民の多くが信用しなくなりました。その後原子力規制委員会が創られ，そこでより厳しい安全基準を作り電力会社からの申請により審査しこのレベルに達した原発は合格としました。委員長は合格したものでも安全を保証するものではないと述べていました。福島第一原発の爆発後，欧州の最新型原子炉は格納容器を二重にし，かつコアキャッチャーというものを備える構造となっているとのことです。日本の原発は世界で最も安全ではありません。世界で最も安全な対策が必要です。
P.6～7

No.1190

P.2～5

・事業者の安全管理方針○苛酷事故時，想定できる操作はすべて自動で行い，人間の被ばくを避けるようにしなければならない。国際標準の原発：格納容器の二重化，コアキャッチャー増設などが必要である。
P.6～7

論点No.199-8＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

367

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】
No.1167「世界的には先行施設…」と言うが，日立の英国原発（凍結中）三菱のトルコ原発(中断中）などの新規原発の設計方
針との対比をして明示してもらいたい。例えば，山名元京大教授が「今回３．１１の事故まで，使用済核燃料プールは
格納容器の中にあるもの思っていた」（東京新聞）と述べていたように。福島事故で日本壊滅のリスクは４号炉であった。
日立の研究員も「英国での設計は格納容器内に納める」と認めている。東海もその知見にもとずいて改築すべきである。設計方針から他にも新たな様々な知見を調査入手願いたい。その関点から今回の適合審査は仮又は保留とすべきものである。
P.2～5

論点No.199-9＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

368

論点No.213 【品質保証】
社内で使用する単位の統一・標準化について【説明概要】
設置変更許可申請書に記載する数値の単位を誤った事象※等を踏まえ、設置変更許可申請書に係る審査資料の作成をはじめとした審査資料等の資料の作成に当たっては、資料の作成作業のフローを社内規程に明確化し、資料の作成作業の標準化を図っている。
作成作業のフローでは、資料に記した数値がエビデンスから適正に引用されていること及び数値並
びに単位が、技術的に妥当であることの確認プロセスを強化しており、同様な単位の誤り事象を起こさない体制を構築している。
また、社内で用いる計量及び計器等に係る単位はSI単位で統一化し、運用している。
※ 第９回WT「格納容器床ドレンサンプ流入量単位の誤り」においてご説明済み。

論点No.213-1

369

２．社内で用いる単位の運用について社内で用いる計量及び計器等に係る単位はSI単位で統一化されて運用している。
計量法の改正に伴い、ＳＩ単位が法定計量単位となったことを受け、社内ではＳＩ単位化への移行に伴う対応方針を定め※、単位の移行を行っている。
法定計量単位がＳＩ単位になったことに伴い、許認可資料についても原則は同様の扱い。
非ＳＩ単位を使用している計器については、計器の取替えに併せ、ＳＩ単位化する予定としている。
計器取替えまでの期間は、非ＳＩ単位をＳＩ単位に換算して取り扱う。
換算に伴うヒューマンエラーや提出書類の不備を防止するため、提出書類のダブルチェック等の対策を行うこととしている。
※ 法定計量単位をＳＩ単位系へ統一すべく、１９９２年に計量法が改正公布され、１９９３年より施行された。ＳＩ単位系への移行処置の猶予期限が１９９９年に設定されていたことから、社内で計器の取替えに伴う対応方針を定めて実施。

論点No.213-3

371

＜別紙＞格納容器内床ドレンサンプ流入量単位の誤り

第９回ワーキングチーム
資料１ 再掲

２．格納容器内床ドレンサンプ流入量単位の誤りについて

論点No.213-4

372

＜別紙＞格納容器内床ドレンサンプ流入量単位の誤り

第９回ワーキングチーム
資料１ 再掲

審査資料における原子炉格納容器内床ドレンサンプへの流入量の単位の誤りについて（１/３）
１．事象
設置変更許可申請書の審査会合資料(5/15)及び関連する審査資料（技術的能力1.8）において，原子炉格納容器内
床ドレンサンプ流入量の単位が，本来と異なることを確認した。 【現記載：m３／h ⇒ 本来の記載：L／h ； 別紙参照】

２．当該箇所の記載の経緯と原因
技術的能力1.8（本審査資料）の作成に先立って，格納容器内床ドレンサンプへの流入量を[L／h]を単位とする実測値の集約表を作成した。その後，当該数値を本審査資料に保安規定の記載単位[m３／h]と合わせて記載することとしたが，その際に，単位のみを[m３／h]と記載した。
本審査資料の確認は，上記資料の作成に携わった者と同一の者が実施した。確認にあたっては，上記の作成の経緯より当該箇所の単位は[m３／h]であることを知っていたため，エビデンス確認（流入量実測値の集約表との照合）では，単位は正しく記載されているためデジタル値に注意すればよいと思い込み，物理量（数値と単位）の妥当性を確認できていなかった。

３．是正処置本来と異なる単位が記載されていることを確認した以下の資料について記載を適正化した。
・審査資料：技術的能力1.8 「原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等」
添付資料1.8.7 及び 添付資料1.8.9
・審査資料：有効性評価3.2 「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」
添付資料3.2.3
・第571回審査会合資料1-1のうち「6.原子炉格納容器内の原子炉冷却材の漏えいの検出方法の明確化について」

４．水平展開（１）他資料の数値記載の確認要領
全ての審査資料について，単位付きの数値がエビデンスから適正に引用されていることを，以下の観点で確認した。
審査資料の確認にあたっては，先入観を排除するためこれまで資料作成に直接に携わっていない者（技術的に判断できる者）を含めて実施した。
・数値及び単位の両方がエビデンスと整合していること
・数値と単位について併せて見た時に技術的に妥当であること
373
論点No.213-5

＜別紙＞格納容器内床ドレンサンプ流入量単位の誤り

第９回ワーキングチーム
資料１ 再掲

審査資料における原子炉格納容器内床ドレンサンプへの流入量の単位の誤りについて（２/３）（２）確認結果① 本事案と同様の要因による，数値及び単位の記載に係る修正が必要な箇所は，以下の5件であった。いずれの記載も審査資料の記載上の修正であり，審査資料に記載した評価及び対策の有効性に影響しないことを確認した。
• 有効性評価 添付資料1.5.1 幾何形状等データにおける湿度データの表記• 有効性評価 添付資料1.5.1 幾何形状等データにおけるベント管外径の単位• 6条（火山）別添資料1 参考資料9 降下火砕物の除去に要する作業量評価の人工単位• 6条（竜巻）別添資料1 添付資料5 竜巻影響エリアの面積の単位• 技術的能力1.0 添付1.0.6 サプレッション・チェンバ圧力の単位② 本事案と同様の要因ではないが，数値の修正が必要な箇所は以下のとおり。なお，その他に，単位の符号漏れ，
図中の単位記載漏れ等があった。
分類

数値修正

・簡易な計算間違い

1件

評価及び対策の有効性への影響
計算結果は評価内容に関係するものではないため，影響はない。

・一部修正漏れ，図中の数値の記載間違い

16件※１

正しい数値を用いて評価・対策を検討していることから，影響はない。

・エビデンスからの転記漏れ・転記間違い

12件

正しい数値を用いて評価・対策を記載していることから，影響はない。

※１ 16件のうち2件は，「燃料有効長頂部寸法の記載不備に係る事案」の水平展開において，適正化する箇所として抽出したが，その数値の修正ができなかったもの。

※１に記載した2件については，作成に携わった担当者及び責任者が修正作業を行ったことから，修正作業の中で当該抽出箇所の修正が終わったと思い込んでしまったためと考えられる。
今回の事案の水平展開として実施した，資料作成に直接携わっていない者を加えたエビデンス確認は，思い込みを排除し，より客観的に数値の妥当性を確認できるため，有効な確認手段と考える。
本事案の水平展開により，これまでに実施した水平展開において抽出された箇所の修正漏れを改めて抽出したことから，これをチェックリストに整理したうえで，そのチェックリストを用いて確実に修正する。
（３）確認結果に対する対応
上記（２）で確認した記載について修正した。
論点No.213-6

374

＜別紙＞格納容器内床ドレンサンプ流入量単位の誤り

第９回ワーキングチーム
資料１ 再掲

審査資料における原子炉格納容器内床ドレンサンプへの流入量の単位の誤りについて（３/３）
５．再発防止対策①今回の事象を踏まえ，今後，審査資料の確認において，今回の水平展開の実施要領である以下の事項を社内規程とし，確認作業に取り組むこととした。
• 審査資料の確認には，先入観を排除するためこれまで資料作成に直接携わっていない者（技術的に判断できる者）を含めて実施すること• チェックリストを用いて確実に修正したことを確認すること②今回の事象を関係者に定期的に周知し，確認作業の重要性を改めて意識付けることとした。

６．ワーキングチーム説明資料への影響
上記の確認結果も踏まえて，当ワーキングチームでこれまでにご説明してきた資料の確認を行った。その結果，上記水平展開による記載の修正や適正化を要する内容は当該資料には含まれておらず，評価及び対策の有効性に影響を及ぼすことはないことを同様に確認した。これにより当ワーキングチームでご説明した資料の記載内容についても信頼性が確保されることを確認した。

論点No.213-7375

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【論点No.213】
社内で使用する単位の統一・標準化について【委員からの指摘事項等】

指摘事項等・県民意見に下線を記載
対応する資料頁数等をNo.202

内に記載

単位について，立米とリットルが混在している。使いやすい単位を用いるという発想もあると感じた。内規や規則のほう
も，単位は全て揃えるといったことはお互いの領域にとって大切なものなので，検討すること。
No.203

P.3

何百人という多くの人がソフトウェアを作り，使う際に，最も間違い易いのは単位である。単位が間違ってしまうと非常に危ないことが起きる可能性があるので「標準化」が大切である。一つのプロジェクトを遂行する上で，出来るだけ単位等は統一すべきである。
P.2
P.2

P.3

論点No.213-9＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

377

論点No.215 【品質保証】
最新知見等を適切に反映するための品質保証体制について【説明概要】
関係する機関が発信する、国内外の原子力発電施設で発生した故障・トラブルに係る運転経験情報及び最新の知見等を踏まえた対策の導入の検討については、品質マネジメント
システムに基づいて社内で検討を進めている。

論点No.215-1

378

（参考）新知見の収集に係る取組みと活用の一例（「安全性向上の取組みについて」(2020年1月29日公表資料)より抜粋）

論点No.215-5

382

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【論点No.215】
最新知見等を適切に反映するための品質保証体制について【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】

指摘事項等・県民意見に下線を記載
対応する資料頁数等をNo.764内に記載

３， 事業者の安全管理方針に関するもの「運転中の原発でも安全性向上のための定期的改善・改造を怠ってはならない」という原則があります。
東海－２は，「あと20年運転するだけなので，大した設備補強は不要であろう」などという考え方があったとすれば，大問題です。
世界中の「災害情報」・・原子炉事故に限らず，気象災害や隕石落下，テロ，サイバーテロなど，世界を取り巻くハザー
ドリスク・・を，定期的に把握・分析し，必要な対策を，今後も原発に追加してゆく姿勢が必要です。
この時に必要なのが，情報の入手と資金です。

P.2，P3

・世界中のリスクハザード情報を入手できるのか，入手した資料を十分に消化吸収できるのか，その時に必要な改造などは，どのように企画し実行に移すのか
No.974（３）判断をした者の名前を明確に記録保存することに関して
これもソフトの安全対策に関するものである。福島原発事故に関しては，防潮堤のかさ上げ工事の中止／遅延，非常用電源の低地への設置の判断をしたのが誰なのかが明確となっておらず，責任回避をしようとする会社責任者がいて無責任な状態に陥っている。

論点No.215-6＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

383

論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【県民意見（頂いたご意見・特に関心のある事項）】
P.2，P3

No.974（続き）

これは，施設の安全対策に関する議事録を残し，判断をした者の名前を明確に記録保存する体制となっていなかったために生じている事態であると考えられる。もし，判断をした者の名前が明確に残す体制になっていれば，それぞれが不測の事態も含め真剣に考え対応してきたはずである。
東海第２原発の再稼働に当っては，そのような体制を明確に整える必要がある。整えられていることの検証を行う外部組織として，次の（４）の委員会の設置が必須である。

論点No.215-7＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく

384