資料１

茨城県原子力安全対策委員会
東海第二発電所
安全性検討ワーキングチーム（第26回）
ご説明資料

No

1

2

項目分類

地震対策

地震対策

茨城県原子力安全対策委員会 東海第二発電所安全性検討ワーキングチーム
論点説明対応表（委員の指摘事項等及び県民意見を踏まえた論点）
論点

東海第二発電所敷地の真下又はサイトからの距離が最も近くなる位置の太平洋プレート内に震源を置いた場合の地震動評
価の結果について

アスペリティや破壊開始点等の評価の前提条件に係る保守性の考え方について

説明予定/
実績

説明概要

第16回
（R2/2/7）
第20回（R4/2/21）■第16回
敷地からの距離が最も近くなる位置の太平洋プレート内に震源を置いた場合の地震動評価を行い，基準地震動Ｓｓを下回っていることを確認した。
さらに敷地に厳しい条件で地震が発生した場合の影響確認として，敷地からの距離が最も近くなる位置の太平洋プレート内に震源を置いた場合の地震動評価に対し，原子力施設にとって重要な短周期帯0.02秒から0.5秒の応答スペクトルを1.5倍（基本震源モデルの応力降下量1.5倍に相当）にしても，基準地震動Ｓｓを下回っていることを確認した。
■第20回
周期0.02秒から0.5秒という限定された周期帯ではなく全周期帯で影響確認を行う
こととし，敷地からの距離が最も近くなる位置の太平洋プレート内に震源を置いた場
合の地震動評価に対し，応力降下量を1.5倍とした震源モデルを設定して地震動を再評価したところ，基準地震動を一部周期帯で超過するが，詳細検討の結果，発電所の安全性が確保されることを確認した。

第16回（R2/2/7）

今後追加説明を行う項目

内陸地殻内地震について
内陸地殻内地震（F1断層〜北方陸域の断層〜塩ノ平地震断層）のアスペリティ位
置は，地質調査結果に基づき，南部と北部に区分した上で，南部ではF1断層に1つ，北部では北方陸域の断層〜塩ノ平地震断層に1つ，それぞれ敷地に近くなるよ
うに設定した。
破壊開始点は，アスペリティ下端及び断層下端に設定した中から敷地への影響の大きい3点で代表させた。

2024年2月14日
日本原子力発電株式会社
委員指摘，事務局確認，県民意見*

委員名等
県民意見No.

ＷＴ回数等
（開催日）

藤原委員
No.460,849,1059,
204,242

第1回（H26/7/22）
第2回（H26/12/9）
第4回（H28/8/3）
第5回（H29/2/21）

藤原委員

第16回（R2/2/7）

事務局

第2回
（H26/12/9）

プレート間地震について
プレート間地震（2011年東北地方太平洋沖型地震）の破壊開始点は，敷地へ破壊が向かう，東北地方太平洋沖地震の本震の破壊開始点としている。また，敷地近くの強震動生成域から破壊することを想定して地震動評価を行い，破壊開始点位置の影響は小さいことを確認した。

3

地震対策

内陸地殻内地震について，不確かさを重ねた場合の地震動評
価結果及び施設や地盤等への影響評価の結果について

第16回（R2/2/7）

基準地震動Ss-14に選定しているF１断層〜北方陸域の断層〜塩ノ平地震断層による地震（断層傾斜角の不確かさ，破壊開始点2）を対象として，短周期レベルの不確かさの重畳を考慮して地震動評価を行い，仮に不確かさを重ねた場合の地震動に対しても発電所の安全性が確保されていることを確認した。

藤原委員

第5回
（H29/2/21）

4

地震対策

基準地震動Ｓｓ−Ｄの応答解析と東日本大震災時の観測記録との比較について

第20回（R4/2/21）

2011年東北地方太平洋沖地震における地中地震計の観測記録の最大加速度と，
Ｓｓ−Ｄ１による施設評価モデルの最大応答加速度を比較し，地中における両者の最大加速度の増幅傾向は概ね整合的であることを確認した。

西川委員

第6回
（H29/8/22）

1＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

5

項目分類

地震対策

論

点

東海第二発電所敷地の原地盤に係る液状化に関する考慮に
ついて

説明予定/
実績

第20回
（R4/2/21）

今後追加説明を行う項目

説明概要

１．液状化強度試験
内容
・道路橋示方書で液状化の検討対象とされる地層条件だけでなく，保守的に更新統（固く締まった地層）及びG.L.-20m以深の地層も液状化の検討対象とした。
・液状化強度試験のための試料採取は，その地層の標準貫入試験のＮ値，細粒分
含有量Fc及び道路橋示方書式から算定される液状化強度比RLのデータを吟味して，保守的な液状化強度データが得られると想定される個所で行った。
・各地層の液状化強度特性は，試験データのばらつきを考慮して平均値より1σ（σ：標準偏差）低減した液状化強度特性を設定した。
結果
・以上のように設定した原地盤の液状化強度特性を用いて，２次元ＦＥＭにより地盤をモデル化した有効応力解析を実施し，各層の過剰間隙水圧を確認した結果，基準地震動発生時においても原地盤は液状化しないことを確認した。

委員指摘，事務局確認，県民意見
委員名等
県民意見No.

*

ＷＴ回数等
（開催日）

古田主査
No.1111,１149

第6回（H29/8/22）

西山委員

第20回（R4/2/21）

２．耐震評価（第20回指摘）内容
道路橋示方書式
・重要構造物の耐震性評価においては，原地盤の液状化強度特性による有効応力 による強度比の解析に基づく耐震性評価を実施するとともに，さらなる保守的な配慮として，豊浦標 算出結果と実際
準砂*1の液状化強度特性により強制的に液状化させることを仮定した有効応力解 の強度試験結果
析による検討を追加で行う設計方針とした。
の比較（注記 *1：豊浦標準砂とは，敷地に存在しない粒径が均一で細粒分含有率が小さ
く液状化し易い性質があり，土質実験等で多用されるものである。）
結果
・上記の設計方針に基づき，施設毎の液状化影響検討の組合せを決定し，基準地震動Ｓｓに対する耐震健全性を確認した。
３．取水構造物 東北地方太平洋沖地震後の状況
・取水構造物の西側（津波の到達無し）の沈下箇所において，噴砂跡，地中埋設物の浮き上がりは認められなかった。
・沈下は取水構造物近傍の埋戻し部で局所的に発生しており，敷地内においては液状化時の痕跡とされる噴砂や地中埋設物の浮き上がり等は認められなかった。

6

7

地震対策

地震対策

地震動のエネルギースペクトル等に関する耐震設計上の考慮について

重大事故等対処設備（サポート系を含む）に係る耐震設計方針
について

第20回
（R4/2/21）

第22回（R4/11/1）

西川委員（第20回指摘）
・建屋の耐震評価では，複数の手法に基づいて策定された基準地震動Ssを用いて配管系の疲労評
地震応答解析を実施することにより，地震波の継続時間の違いによる影響を考慮し価における長期ている。
停止の考慮の必・機器・配管系評価において，地震により繰返し受ける荷重に対して評価を行い，耐要性及び非破壊 西山委員
震健全性を確認している。
検査結果

・重大事故等対処設備は，各設備の役割に応じ区分され，設備区分に応じた設計
用地震力に対する設計が要求されている・非常用窒素供給系配管は，「常設耐震重要重大事故防止設備」に該当し，非常用
窒素供給系高圧窒素ボンベは「可搬型重大事故防止設備」に該当するため，いずれも基準地震動Ｓｓによる健全性の確保が要求される。また，これら設備が設置される建物も同様に基準地震動Ｓｓによる健全性の確保が要求される。このため基準
地震動Ｓｓに対する評価を行い，発生値が許容値に収まることを確認した。
・フィルタベントは，「常設重大事故緩和設備」に該当し，基準地震動Ｓｓによる健全性の確保が要求される。当該装置を継続して機能するための設備類について基準
地震動Ｓｓによる評価を行い，発生値が許容値に収まることを確認した。

2

出町委員

第2回（H26/12/9）
第5回（H29/2/21）

第20回（R4/2/21）

第1回（H26/7/22）＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

8

9

項目分類

地震対策

地震対策

10 地震対策

11 地震対策

12 地震対策

13 地震対策

14 地震対策論点

緊急時対策所に耐震設計を選択したことの安全上の考え方並
びに施設内の設備・機器及び人員等に係る耐震上の評価及び対策について

使用済燃料乾式貯蔵施設の耐震評価における具体的な応答
解析手法（前提条件等）について耐震評価における具体的な保守性及び許容値等に対する余裕度についてＰＨｂ(Post-Head-bar)工法の具体について

説明予定/
実績

第22回
（R4/11/1）

第22回（R4/11/1）

第22回（R4/11/1）

第22回（R4/11/1）

今後追加説明を行う項目

説明概要

加振試験に係る具体的な試験条件とその保守性について

委員名等
県民意見No.

西川委員（第24回指摘）
・耐震設計に関しては，先行PWRの緊急時対策所にて採用実績のある耐震構造に
緊急時対策所内 No.852,983て，耐震安全性を確保する。
の設備・機器の耐・施設内の設備・機器については，耐震評価を行い必要な強度を確保した固定を行
震設計に係る詳う。また，人員については，本部内の机に掴まることで体勢維持し安全を確保する。
細評価結果
西川委員

第22回
（R4/11/1）

ＷＴ回数等
（開催日）
第11回
（H30/11/19）
第24回（R5/7/6）

西川委員

第13回
（H31/3/12）

西山委員

第20回（R4/2/21）

・耐震評価において有する余裕を示すとともに，原子炉格納容器の座屈評価を例示として整理した。原子炉格納容器の座屈評価の工事計画の耐震計算において発生
値が許容値に近接しているが，許容値の設定及び発生値の算定に余裕を有していることを確認した。
・ブローアウトパネル閉止装置チェーンの耐震評価に用いた発生値及び許容値の設定方法について整理した。
・使用済燃料乾式貯蔵建屋の耐震評価について，基準地震動Ｓｓにおける曲率の発生値は終局曲率に対して0.246であることを確認した。

西川委員，出町委員

第13回（H31/3/12）

西山委員

第20回（R4/2/21）

西川委員

第13回
（H31/3/12）

ＰＨｂ（Ｐｏｓｔ−Ｈｅａｄ−ｂａｒ）工法は，平成1７年に（一財）土木研究センターより工法の有効性が認定され（建技審証第0522号），国土交通省の新技術情報提供シス
テム（ＮＥＴＩＳ）に登録（ＮＥＴＩＳ登録番号 ＫＴ090022Ｖ）されている。また，国土交通
省の令和元年度準推奨技術として選定されている。
施工実績は，道路，浄化センター，ポンプ場，鉄道，発電所等の工事で施工されている。

（第15回（資料1-2 古田主査
説明時）指摘）No.208,1110,373,
津波PRAの分か 674,889,1151,1159,
りやすい説明，敷 797,1201
地に遡上する津
波高さの想定理
由
越村委員

第20回
（R4/2/21）*

・使用済燃料乾式貯蔵建屋では，地盤物性のばらつきを考慮して地震応答解析を実施している。
・使用済燃料乾式貯蔵建屋の杭の評価における水平地盤ばねは，水平載荷試験
結果に基づき評価した水平地盤反力係数に，基礎指針に基づく群杭係数を乗じて評価している。

新規制基準適合のため新設する構築物，系統及び機器を含めた安全裕度評価の結果について

基準地震動に対する健全性を確保する構築物，系統及び機器への入力地震動の評価方法及び保守性について

委員指摘，事務局確認，県民意見

地震応答解析に用いる入力地震動は，解放基盤表面で定義される基準地震動Ｓ
ｓを一次元波動論により建屋基礎底面及び側面地盤ばね位置で評価している。
建物・構築物と地盤との相互作用を考慮したモデルによる地震応答解析において，地盤物性のばらつきが建物・構築物の応答へ影響を及ぼすと考えられるため，建物・構築物の耐震評価においては，地盤物性のばらつきを考慮した設計用地震力を設定することで，保守性を持たせている。なお，地盤物性は，実測した地盤のせん断波速度Vsを用いて算出している。

・ 機器・配管系の耐震健全性は，強度評価に加えて動的機能維持評価を実施している。動的機能維持評価は，一般的には予め動作が確認された加速度（以下「機能確認済加速度」という）を用いた検討を行うが，機能確認済加速度がない設備に関しては，加振試験により機能確認を行う。
・今回の工認においては，ブローアウトパネル閉止装置，常設高圧代替注水系ポン
プ，車両型設備，可搬型設備に対して加振試験により動的機能の確認を実施した。

3

第13回（H31/3/12）

第15回（R1/6/26）

藤原委員
No.3,932

第13回（H31/3/12）

古田主査

第16回（R2/2/7）

出町委員

第13回
（H31/3/12）＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

15 地震対策

16 地震対策

17 地震対策

18 地震対策

19 地震対策

20 地震対策論点

茨城県地震被害想定の見直し（平成３０年１２月）を踏まえた評
価について

基準地震動の代表性及び策定時における他地域の地震の考
慮について

今後追加説明を
行う項目

説明概要

第16回
（R2/2/7）

茨城県から平成30年12月21日に公表された「茨城県地震被害想定」について，東海第二発電所の地震動評価への影響が無いことを確認した。

第20回（R4/2/21）

・内閣府（2012）の南海トラフの巨大地震モデル検討会では，「あらゆる可能性を考慮した最大クラスの巨大な地震・津波を検討していくべきである」との考え方に基づ（第20回指摘）
き，南海トラフで想定される最大クラスの地震が想定されている。
長周期地震動に・この地震による東海第二発電所の敷地周辺の震度は震度４と推計されている。
No.901
よって影響が出
・東海第二発電所の基準地震動は，敷地周辺で震度５程度以上となる過去の被害やすい設備の健
地震を踏まえて設定しており，南海トラフ地震による施設への影響は基準地震動の全性やスロッシン
評価に包含される。
グの影響
・また，東海第二発電所周辺以外の地域の海溝型巨大地震の評価について整理した。
西川委員

基準地震動策定の保守性について

敷地及びその周辺における活断層の有無の判断根拠及び活断層が確認されていない場所で発生する地震の考慮について

委員名等
県民意見No.
No.460,849,1059,
204,242

No.741,1202

第25回（R5/10/4）

・「活断層が確認されていない場所で発生する地震」は，新規制基準における「震源を特定せず策定する地震動」として考慮している。
・これまで「震源を特定せず策定する地震動」は，「2004年北海道留萌支庁南部地震」を評価してきた。2021年4月21日の基準規則の解釈の改正により，「震源を特定せず策定する地震動」に「標準応答スペクトル」（原子力規制委員会がＭｗ5.0〜6.6の内陸地殻内地震の観測記録を収集・分析し，統計的に処理して策定したもの）の地震動評価が加わり，東海第二発電所においても評価している。
・「2004年北海道留萌支庁南部地震」の詳細は，第５回ワーキングチーム資料２−２にて説明している。このため本資料は，主に「標準応答スペクトル」に基づく地震動評価を記載する。
・「標準応答スペクトル」の地震動評価を行った結果，基準地震動Ss-D1 （応答スペクトル手法による基準地震動）を一部周期帯で上回ることから，新たに基準地震動
Ss-32を追加した。その結果，基準地震動Ssは，８波から９波となった。
・基準地震動Ss-32に対する施設等の耐震性の詳細評価を実施中であるが，施設等の機能維持への影響はないものと考えている。次回以降に施設等への機能維持への影響を説明する。

棚倉破砕帯に係る追加調査結果及び敷地周辺での活動性評
価等について安全機能を有する構築物，系統及び機器に関する耐震設計方
針（重要度分類等含む）について

委員指摘，事務局確認，県民意見

説明予定/
実績

第22回
（R4/11/1）

・設計基準対象施設は，その重要度に応じて耐震Ｓクラス，耐震Ｂクラス，耐震Ｃクラスに分類している。このうち耐震Ｓクラス施設については，基準地震動Ｓｓに対して耐えるように設計するとともに，下位クラス施設である耐震Ｂクラス及び耐震Ｃクラスの施設に損傷等により，その機能に影響を与えないことを確認している。また，耐震
重要度分類に応じた耐震健全性の確認の考え方を及びその結果について，耐震S
クラスである残留熱除去系ポンプを例として説明する。なお，重大事故等対処施設の耐震設計方針は論点No.7にて説明する。
・原子炉建屋は，地震力に対し十分な支持性能を有する地盤に支持することを目的として，人工岩盤を介して岩盤に設置している。

4

*

ＷＴ回数等
（開催日）
ＷＴ審議予定案件及
び県民意見

県民意見

第20回（R4/2/21）

県民意見

No.564,780,1035,149 県民意見藤原委員

第19回（R3/9/24）

No.459,552

県民意見

No.628,822,855,1129 県民意見

＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

21 地震対策論

点

機器・配管等の具体的な耐震補強対策等について

説明予定/
実績

第22回
（R4/11/1）

今後追加説明を行う項目

説明概要

外部電源の送電線・開閉所に対する地震対策上の対応について

第22回（R4/11/1）

23 地震対策

ブローアウトパネルに係る加振試験の再試験結果について

第22回（R4/11/1）

平成30年6月21日に行われたブローアウトパネル閉止装置の機能確認試験において，加振後の閉止装置と開口部の間に隙間が認められるとともに，閉止装置の開閉操作用チェーンの破断も認められた。
当該結果を受け，改善策を講じた上で再試験を実施し，上記の問題が生じないこと及び閉止装置の機能が保持されることを確認した。

24 地震対策

地震による原子炉内の水密度分布の変動及び核的影響並びに制御棒に係る動的機能維持評価について

25 地震対策

地震調査研究推進本部 活断層及び海溝型地震の長期評価（平成31年2月公表）を踏まえた評価について

26 津波対策27 津波対策

津波の想定波源の設定の方法及び考え方並びにその保守性について

防潮堤の構造及び設置ルート変更後の基準津波の遡上に関する再解析結果及び再現性確認の妥当性について

委員名等
県民意見No.

・各施設に応じた設計用地震力に対して健全性が確保が困難な場合は，耐震補強
により健全性を確保する。設計用地震力を用いた耐震評価から耐震補強までの流れを配管系及び格納容器スタビライザを例として説明する。
（第22回指摘）
・設備の構造上の特徴により地震による揺れの影響が異なる。代表的な設備として 構築物 ，系統及原子炉圧力容器は，水平方向の地震による影響を受け易いが，建設時の耐震評価 び機器 への動的 No.754,1177に用いた耐震条件は，今回工認に用いた耐震条件と大きく変わっておらず，耐震補 地震力に対する強は必要としない。一方で３次元的な広がりを持つ配管は地震による揺れを受け易 耐震評価に用い
く耐震補強にて耐震裕度の確保を行っている。
た地震力の設定
・高温になる配管の耐震補強に際しては，熱膨張による伸びは拘束しないが地震に 方法の詳細よる揺れに対しては拘束するサポート（スナッバ）を適用することで，熱膨張による伸西川委員びを拘束しないようにしている。
地震により外部電源系統から受電できない場合でも，耐震性の高い複数の非常用電源や代替電源により，原子炉等の安全を確保するための設備に給電可能である。
外部電源系統は，大きな地震の発生時には受電できない可能性があるが，地震時の外部電源の信頼性を高めるため，また外部電源が一旦喪失しても復旧をできるだけ早める観点から，発電所内外の設備に対して耐震性向上の取り組みを行っている。

22 地震対策委員指摘，事務局確認，県民意見
ＷＴ回数等
（開催日）

県民意見

第22回（R4/11/1）

No.850

県民意見

No.892

県民意見

No.8,949,951,1082

県民意見

第16回
（R2/2/7）

地震調査研究推進本部から平成31年2月26日に公表された，「日本海溝沿いの地
津波評価への影
震活動の長期評価」について，東海第二発電所の地震動評価，津波評価への影響
No.255,1060,936,
響について今後を確認した。
1009,1051,1192
説明
東海第二発電所の地震動評価への影響が無いことを確認した。

県民意見

第19回
（R3/9/24）

発電所における津波を想定する上で設定する津波の想定波源（特性化波源モデル）の設定にあたっては，「平均応力降下量」，「断層面積に占めるすべり域（超大すべり域，大すべり域及び背景領域）の割合」，「平均すべり量とすべり域のすべり量の関係」の３つについて，巨大地震に関する経験的関係を用いている。
これは，中央防災会議や旧原子力安全基盤機構でも採用されている方法である。
波源の設定において，断層面積，平均応力降下量及び剛性率を設定するとモーメ
ントマグニチュードが求まる。すべり域（超大すべり域，大すべり域及び背景領域）のすべり量は，モーメントマグニチュードが変動しないように設定する。
なお，想定波源の設定において，平均応力降下量はばらつきを考慮し，保守的な値としてばらつき範囲の上限値を使用していることから，マグニチュードは保守的となっている。

越村委員

第3回（H28/2/29）

第19回（R3/9/24）

波源モデルや津波伝播に関するモデルの設定にあたっては，2011年東北地方太平洋沖地震津波の津波痕跡高さを再現出来るモデルの設定と同じ考えとしている。
波源モデルや津波伝播に関するモデル（設定するメッシュサイズの大きさなど）の妥当性については，広域（最小50mのメッシュサイズ）及び発電所周辺（最小5mのメッシュサイズ）で2011年東北地方太平洋沖地震津波の津波痕跡高さを良好に再現出来ることを確認している。

越村委員

第3回
（H28/2/29）

5*＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

28 津波対策論点

東日本大震災の痕跡値と再現解析の浸水範囲との比較及びその結果について

説明予定/
実績

第19回
（R3/9/24）

今後追加説明を行う項目

説明概要

委員指摘，事務局確認，県民意見
委員名等
県民意見No.

（第19回指摘）
東北地方太平洋2011年東北地方太平洋沖地震津波による発電所で痕跡が確認された範囲と再現
沖型の津波遡上 越村委員
計算による浸水範囲を比較した結果，同程度であり，波源モデルや津波伝播に関高の計算値と痕するモデル（評価するモデル）が妥当であることを確認している。
跡高の差にばら
つきがみられる理
由
佐藤委員

*

ＷＴ回数等
（開催日）

第3回
（H28/2/29）

第19回（R3/9/24）

29 津波対策

港湾の固有周期の算定結果及び時刻歴波形を用いた局所的な増幅の有無等に関する解析結果について

第19回（R3/9/24）

港湾の内外において，最大水位上昇量や傾向に大きな差異はなく，文献より求めた港湾の固有周期(4分程度) と基準津波の周期(30分程度)が大きく異なることから，港湾内の局所的な海面の励起は生じていないと推測される。
津波の伝播経路を考え，港湾内の各地点の水位の時刻歴波形を重ね合わせた
結果，同様の波形を示していることから，津波による港湾内の局所的な海面の固有振動による励起は生じていないと考えられる。

30 津波対策

海底地形の考慮について（海底勾配が１／１００以下程度の遠浅であることの考慮等を含む）

第19回（R3/9/24）

既往津波を良好に再現出来るモデルを用い，最新の海底地形データも反映し，発電所の津波想定を行っている。 なお，保守性については，論点26の通りである。

古田主査

第3回
（H28/2/29）

第19回（R3/9/24）

防潮堤ルート変更に伴う津波防護対象施設等や運用への影響はない。
・施設への影響：防潮堤ルート変更後も，津波から防護する施設の配置の変更は必
要なく，津波が到達しない箇所となっているため，防潮堤ルート変更の影響を受けない。
・運用への影響：防潮堤ルート変更後も，敷地北側へのアクセスも可能であり，重大事故時等に対応するためのルートも確保できるため，防潮堤ルート変更の影響を受
けない。

藤原委員

第6回
（H29/8/22）

・防潮堤等の具体的な構造や設計情報を記載した。（１．防潮堤等の具体的な構造や設計情報）
・防潮堤の耐津波強度に係る評価及びその他の設計上の考慮を明確にし，構造部
材が津波時（津波の繰り返しの襲来や漂流物の衝突荷重を含む）及び余震との重畳時（強制的な液状化地盤を保守的に考慮）においても，許容限界（短期許容応力度）を満たしていることを確認した。（２．防潮堤の耐津波強度に係る評価）
・地下水位は観測結果から観測孔高さより0.74〜13.67mの低い位置にあることを確認している。しかしながら，将来の防潮堤設置による地下水位上昇の可能性を踏まえ，地下水位を地表面に設定した設計としている。 （２．防潮堤の耐津波強度に係る評価（3/9）)
・東海第二発電所敷地の海岸地形は入り込んだ湾ではないこと，敷地前面の海底堆積物の大半は砂であること，発電所の港内は定期的に浚渫（しゅんせつ）を行い，堆積物を除去していること等から，黒い津波が発生する条件には該当しないことを確認した。 （３．東海第二発電所の津波発生状況（2011年3月11日））
・防潮堤の高さは，基準津波の高さより裕度を持った高さとしている。また，基準津
波が回り込まないような範囲で設置する。（４．防潮堤の高さ及び設置範囲）
・鋼管杭鉄筋コンクリート防潮壁の鋼管杭設置工事は，十分な作業エリアを確保して施工を行い，複数のパーティで同時並行作業も実施可能であることを確認している。（５．鋼管杭鉄筋コンクリート防潮壁の施工）
・防潮堤内の排水は，観測記録の日最大降水量を上回るように雨水を排水できる設備としている。防潮堤の地下部を横断する場所には構内排水路逆流防止設備を設置している。（６．防潮堤内の排水）西川委員，西山委員
第6回（H29/8/22）
No.882,1017,200,
第10回（H30/8/6）
1149,1150

31 津波対策

防潮堤の設置ルート変更に伴う敷地面積減少による影響及び運用上の変更等について

越村委員

第3回
（H28/2/29）

32 津波対策

防潮堤等の具体的な構造や設計情報，耐津波強度に係る評価及びその他の設計上の考慮について（地下水への影響，津波の繰り返しの襲来や漂流物，「黒い津波」に関する設計上の考慮等を含む）

第21回（R4/7/29）

33 津波対策

止水ジョイント部の具体的な構造，止水シート等の材質及び耐津波設計（耐候性，構造強度等。試験結果を含む。）について（第17回指摘）
止水ジョイントは，地震時における防潮堤の構造上の境界部及び構造物間に生じ止水ジョイントに 越村委員
る相対変位に対して追随し，かつ津波時の波圧に対応できる仕様であり，防潮堤内
第17回
係る各試験の条
への津波の有意な漏えいを生じさせない構造としている。止水ジョイントの止水機能（R2/10/21）
件設定の考え方の保持や耐候性等について，耐圧試験や促進耐候試験により機能を確認してい及びその妥当性・
る。
保守性
越村委員

6

第10回
（H30/8/6）

第17回（R2/10/21）＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

34 津波対策35 津波対策

論

点

説明予定/
実績

今後追加説明を行う項目

説明概要

津波防護施設の耐震設計方針及び液状化対策における余震等の考慮について

原子炉建屋等の内郭防護及び溢水影響評価の詳細について

委員指摘，事務局確認，県民意見
委員名等
県民意見No.
事務局

第19回（R3/9/24）

・内郭防護として，地震により機器の損傷等が生じることを想定し，損傷箇所からの保有水の流出及び津波の流入による溢水量を評価し，原子炉建屋等の防護対象区画への影響はないことを確認している。
・構内排水路による排水機能や地盤への浸透は考慮しない等の保守的な条件で，溢水伝搬挙動解析を実施した結果，原子炉建屋の浸水深は0.13m，使用済燃料乾式貯蔵建屋回りの浸水深が0.12mである。
・浸水深が，原子炉建屋の床面高さ0.2m，使用済燃料乾式貯蔵建屋の床面高さ0.3mを超えないため，防護対象区画への浸水影響はない。

（第19回指摘）
津波溢水防護のインターロック不 越村委員
作動を考慮した
場合の津波ＰＲＡ
への影響

*

ＷＴ回数等
（開催日）
第10回
（H30/8/6）

第10回（H30/8/6）

佐藤委員

第19回（R3/9/24）

第19回（R3/9/24）

非常用海水ポンプ全7台の30分間の取水容量約2,162m に対し，基準津波による引き波が貯留堰の天端高さを下回った場合に取水できる有効貯留容量は約2,370m
３である。このため，引き波が貯留堰の天端高さを下回る約3分間に対して，非常用
海水ポンプ全７台が30分間以上運転可能な貯留容量を確保できている。
また，基準津波により運ばれた砂等が貯留堰内に堆積した場合を想定しても，非常用海水ポンプ全台が3分間以上運転可能な貯留容量を十分確保できている。

越村委員

第10回
（H30/8/6）

第19回（R3/9/24）

構内排水路逆流防止設備は，津波によって生じる土砂等の影響を考慮した場合にも，排水性及び津波の止水性が確保できる設計としている。
また，日常点検において構内排水路逆流防止設備を設置する出口側集水枡の土
砂の堆積状況等を確認するとともに，集水枡の土砂等を速やかに取り除くことができる構造とする。
なお，土砂等の取水性への影響については，論点No.36に示す。

塚田委員

第10回
（H30/8/6）

塚田委員

第10回
（H30/8/6）

西川委員

第11回
（H30/11/19）

No.876県民意見

３

36 津波対策37 津波対策

貯留堰の容量の考え方について

津波襲来時に打ち寄せられる土砂や泥等による取排水への影
響について

38 津波対策

津波襲来時の作業員の対応と避難との関係について

第21回（R4/7/29）

発電所への津波襲来を覚知した場合，人命確保を最優先として，発電所内への避難指示等を行う。
発電所の非常時対応に直接関係しない作業員等は，所外の高所に避難して安全を確保する。また，運転員を含む発電所の災害対策要員等は，水密化された建屋
内や所内の津波が到達しない高所等に移動することで，発電所が津波で被災した際にも迅速な対応が行えるよう備える。

39 津波対策

津波の襲来情報等を得るための潮位計及びその運用について

第21回（R4/7/29）

津波監視設備である津波・構内監視カメラ，潮位計及び取水ピット水位計と公的機関の津波情報を適切に利用することで，中央制御室にて津波の襲来状況を把握できるとともに，襲来した津波による影響の把握も可能となっている。

40 津波対策

地震以外（陸上及び海底での地すべり及び斜面崩壊，海底火
山の噴火）に起因する津波の評価について

津波対策（漂流物

41 選定の考え方）

基準津波やそれ以下で比較的大きい津波及び敷地に遡上する
津波等の想定される様々な津波を考慮した場合における漂流物選定の考え方について

第19回（R3/9/24）（第19回を踏まえた事務局確認） 西山委員，古田主査
発電所と周辺地域を調査し，漂流物となる可能性，発電所への到達の可能性を考 漂流物軌跡解析 No.206,261,340,508, 第10回（H30/8/6）
第13回（H31/3/12）
慮して漂流物を抽出し，防潮堤への衝突，冷却用海水系の取水性への影響を検討 における大型船 829,853,970,1018,
し，安全性を確保できることを確認している。これらの検討結果は基準津波に基づく 舶の評価点につ 1113,1160
ものであるが，敷地に遡上する津波に対しても，この漂流物選定の内容は適用でき いて想定される航ると判断している。
路で発電所に最 ①越村委員①第15回（R1/6/26）
も近い位置とした ②古田主査②第16回（R2/2/7）
場合の評価③第19回（R3/9/24）③事務局

7＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

論

点

今後追加説明を行う項目

委員指摘，事務局確認，県民意見

説明予定/
実績

説明概要

No.1016,1023,1025

県民意見

第4回
（H28/8/3）

委員名等
県民意見No.

*

ＷＴ回数等
（開催日）

津波対策（敷地に基準津波及び敷地に遡上する津波の策定における保守性について

第19回（R3/9/24）

基準津波の波源は津波高さが高くなるように設定しており，また，基準津波に自然現象（潮位の変動，高潮の影響）を考慮した高さを上回るように，防潮堤の高さを設定している。
敷地に遡上する津波は，潮位の変動及び高潮の影響等の自然現象の有無に関わらず，確率論的リスク評価において全炉心損傷頻度に対して津波のリスクが有意となる事象として，防潮堤内側に流入した津波によって設備の機能が喪失するような津波高さとして設定している。

津波対策（敷地に防潮堤を越えて敷地に遡上する津波等に対する電源の防護対策等について（溢水対策を含む）

第21回（R4/7/29）

論点No.44の対策の一貫として，常設代替電源設備・可搬型代替電源設備は敷地に遡上する津波が到達しない箇所に設置又は保管する等，電源設備は位置的分散や多様性を図った設計とすることにより，共通要因故障の防止を図っている。

出町委員
No.124,412,787

第21回（R4/7/29）

敷地に遡上する津波に対しては，津波PRA結果を踏まえ，津波区分ごとに以下の対策を実施する。
（１）防潮堤前面の津波高さ：T.P.+20m〜24m
原子炉建屋の外壁や重大事故等対処設備等に水密対策を施すことにより，常設及
び可搬型の重大事故対処設備を活用して原子炉等の冷却を可能とする手順・設備・体制を整備（２）防潮堤前面の津波高さ：T.P.+24m超高所に配置した可搬型設備を活用した大規模損壊発生時の手順・設備・体制を整備

第4回（H28/8/3）
古田主査，出町委員 現地調査
（H30/9/10）

42 遡上する津波）

43 遡上する津波）

津波対策（敷地に

44 遡上する津波）

津波対策（敷地に45 遡上する津波）

津波対策（敷地に46 遡上する津波）

津波対策（敷地に

47 遡上する津波）
自然災害対策津波対策（敷地に48 遡上する津波）

防潮堤を越えて敷地に遡上する津波襲来時の具体的な対応について発電所で防護対策を講じる対象とする津波の評価におけるＰＲ
Ａ手法の活用について敷地に遡上する大規模な津波等を考慮した可搬型重大事故等対処設備の位置的分散の考え方及び外部機関との連携（外部機関の同時被災の観点を含む）について敷地に遡上する津波や他の自然災害発生時におけるアクセス
ルートの確認方法について

多重防護の観点での津波対策について（外郭防護・内郭防護，津波発生の年超過確率，敷地に遡上する津波に係る想定及び対策等を含む）

第21回（R4/7/29）

防潮堤耐力や敷地内浸水時の影響範囲から設定した津波区分ごとの炉心損傷頻度を評価した上で，防潮堤高さを超える津波が襲来した場合の対策を実施している。（対策の詳細は論点No.44・No.48参照）

佐藤委員（第21回指摘）①津波PRAの分
かりやすい説明 越村委員
②他の原子力発電所の防潮堤を超える津波による ①古田主査，
佐藤委員
炉心損傷確率と②西山委員の比較

第10回（H30/8/6）
第15回（R1/6/26）

第21回（R4/7/29）

第21回（R4/7/29）

可搬型重大事故等対処設備は，敷地に遡上する津波（以下「敷地遡上津波）という。）が浸水しない場所に保管することで，敷地遡上津波の影響を受けない。
水密扉については，開放後の確実な閉止操作，中央制御室における閉止状態の確認及び閉止されていない状態が確認された場合の閉止操作の手順等を予め整備し管理する。仮に作業等で「開状態」であったとしても，津波発生時には速やかに閉とする運用とする。なお，最も大型の水密扉である原子炉建屋大物搬入口扉の閉操作においても，3分以内で実施可能

藤原委員，事務局

第10回（H30/8/6）

第21回（R4/7/29）

新規制基準への対応として，発電所に被害を与える外部事象（自然現象等）の発生に備えて，当該自然現象等や発電所構内の状況把握のため，監視カメラを原子
炉建屋等の屋上に設置する。このカメラによる監視情報等を活用することで，自然現象等による発電所構内の被災状況を把握することが可能である。
加えて，東海第二発電所では，敷地に遡上する津波を考慮した重大事故等対策が必要となることも踏まえて，上記の手段に加えて，監視手段の多様性を確保する観点から，カメラを搭載したドローンを飛行させて発電所構内を確認する手段を導入
する。

西川委員

第4回
（H28/8/3）

第21回（R4/7/29）

基準津波に対しては，敷地内への流入を防ぐために防潮堤（高さT.P.＋20m）の設置等の対策を講じる。また，不確かさへの備えとして防潮堤高さを超える津波の発生を想定し，敷地内への浸水を前提に原子炉建屋・重大事故対処設備の水密対策等を実施する。

No.202,786,1112,44,
227,363,480,801,860, 県民意見
1007,1104,1010

越村委員

8

第15回（R1/6/26）＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

自然災害対策49
人為事象対策50 自然災害対策

51 自然災害対策

52 自然災害対策

53 自然災害対策

54 自然災害対策論点

自然災害及び人為事象に対する対策のうちソフト対応によるものに係る必要人員や設備・資機材等について

説明予定/
実績

第16回
（R2/2/7）

今後追加説明を行う項目

説明概要

竜巻襲来予測時における車両に対する具体的な運用について

防火帯の詳細な構造及び運用方針について

自然現象や外部人為事象に関する設計上の考慮について（将来的な気候変動等の考慮を含む）

委員名等
県民意見No.

（第16回指摘）
発電所に影響を及ぼす外部事象に対するソフト面の対応に関して，発電所の体制
・具合的な必要人
は，各災害に対して保安規定に基づく保安管理体制を整備し，災害の内容に応じた員，装備・資機材 事務局
活動内容等を明確にしていく。
等
本体制の具体的な内容は，今後の保安管理体制の検討の中で定めていくため，・SBO（全交流動
ここでは各災害事象（火山，竜巻，外部火災）のうちソフト面で対応する主な項目の力電源喪失）を想
基本設計方針を整理している。
定した対応方法
古田主査
西川委員
No.533,534,913,
920,1015,1031

自然現象の重畳に関する設計上の考慮について

火山灰の降下・堆積に係る時間的な検討及びそれを踏まえた各種対策の有効性について

委員指摘，事務局確認，県民意見

第16回（R2/2/7）

第16回（R2/2/7）

東海第二発電所の火山灰（降下火砕物）の堆積量（層厚50cm）等に基づき，火山
灰の気中降下火砕物濃度を算定した。この結果を踏まえて，降灰中も吸気が必要
古田主査
で，かつ継続的な運転が求められる設備として抽出された非常用ディーゼル発電機（第16回指摘）
No.883が機能維持できるよう，吸気フィルタについて運転継続しながら取替可能な着脱式
具体的なフィルタ
のフィルタの検討等を行った。
交換頻度等
今後の発電所運用においては，上記の有効性を担保するため，フィルタ予備品の確保，作業に従事する要員体制の確立，作業に必要な資機材の整備等を実施し，また適宜訓練を実施していく。
古田主査
竜巻襲来予測時の車両管理として以下を実施
・車両は，竜巻準備体制発令レベルと車両の稼働状態に応じて，固縛又は遠方退避を行うことで，竜巻飛来物となることを防止する。車両退避エリアを発電所構内及 （第16回指摘）
越村委員
び構外に確保し，竜巻襲来までに時間余裕を持って車両が退避できることを確認し 具体的な車両管ている。
理体制，固縛装
・固縛装置は，設備内容に応じて適切な固縛方法を採用する。車両の固縛方法は 置詳細
緊張固縛又は余長付き固縛を採用する。余長付き固縛は，地震時の車両への加振条件を緩和するために採用したものである。
古田主査

ＷＴ回数等
（開催日）

第10回
（H30/8/6）

第16回（R2/2/7）
第2回（H26/12/9）

第2回（H26/12/9）

第16回（R2/2/7）

第10回（H30/8/6）

第16回（R2/2/7）

第16回（R2/2/7）

森林火災の延焼防止対策として，約23m幅の防火帯を設定。防火帯は，可燃物を排除して表面にモルタル吹付け等を施した不燃の構造であり，不燃構造の防潮堤も活用
防火帯は表示板等で識別，構内道路を防火帯として使用する場合は駐車禁止措
置等で可燃物がない状態を維持。防火帯内には可燃物を含む機器等は原則設置し
ない。

内山委員

第16回
（R2/2/7）

国内外の基準等に基づき，考えられる自然現象及び外部人為事象を網羅的に抽出し，敷地の状況等を考慮して発電所で想定される外部事象を選定し，準拠すべき
ガイド・基準等に基づいて設計基準値を設定している。
過去数十年間の発電所近隣の気象観測記録を確認し，降水，風速，気温には増加・上昇の傾向が確認されたものの，設計基準値との比較等により，安全施設への影響はないことを確認している。

No.533,534,913,920,
県民意見
1015,1031

9

*

第10回
（H30/8/6）＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

55 自然災害対策論

点

降下火砕物による直接的影響及び間接的影響に係る評価の保守性及び対策の冗長性等について

今後追加説明を行う項目

委員指摘，事務局確認，県民意見

説明予定/
実績

説明概要

第16回
（R2/2/7）

設計上想定する降下火砕物（層厚50cm）は，発電所敷地に最大層厚をもたらした赤城山の大規模噴火を想定した上で，更に風向き等の気象条件を評価結果が保守的になるように調整した，極めて稀な条件による堆積量（層厚約49cm）に基づき設定している。
上記の降下火砕物（層厚50cm）を前提条件として，発電所施設に影響を与える可能性のある影響因子（荷重，閉塞，摩耗，腐食等）をすべて抽出し，機能維持の観点から各評価を行い，各施設の機能維持に影響を与えないことを確認している。
なお，これらの健全性を確認した各施設は固定された常設型のものであり，また屋内に内包する各設備は降下火砕物の堆積から保護され，その機能に期待できるため，降灰中に屋外配置の可搬設備（電源車やポンプ車）を移動させる事態には至らない。

No.318,825,877,982,
県民意見
1019,1121,1205

小川委員

第10回
（H30/8/6）

委員名等
県民意見No.

ＷＴ回数等
（開催日）

56 人為事象対策

爆薬や弾薬等の輸送車の爆発による敷地への影響について

第16回（R2/2/7）

爆薬，弾薬等の輸送車が発電所に最も近い道路を通行した場合でも，発電所施設までは一定の離隔距離があり爆発影響は緩和される。
発電所施設に最も近い道路上で最大規模の燃料（ガス）及び爆薬の輸送車両の爆発を評価しており，この場合でも施設に悪影響を与えないことを確認している。
施設の外壁は，竜巻の風圧や飛来物の衝突に耐える鉄筋コンクリートで主に施工され，また，一定の武力攻撃を受けても機能を失わないよう防護措置が施されている。
これらより，発電所の安全施設に悪影響を与えることはないと判断している。

57 人為事象対策

東海第二発電所に影響を及ぼす範囲に危険物の貯蔵施設等が新設される可能性（運用等に関することを含む）及び新設される場合における原子炉施設の安全性への影響評価や対応に関する考え方について

第16回（R2/2/7）

発電所周辺の危険物貯蔵施設の新設の有無等，外部火災影響評価条件を定期的に確認する。評価条件に変更が生じた場合は，外部火災影響評価を再評価し，安全施設への影響がないことを確認する。

小川委員

第10回
（H30/8/6）

58 人為事象対策

電磁的障害対策に係る設計やテスト等に関する詳細について

第16回（R2/2/7）

電磁波やサージ・ノイズの侵入の影響を抑制するため，安全保護回路を構成する
計測制御回路は電気学会の標準規格に基づき絶縁耐力を有する設計とする。また，鋼製筐体や金属シールド付信号ケーブルを適用し，電磁波の侵入を防止するとともに，ラインフィルタや絶縁回路の設置によりサージ・ノイズの侵入を防止する。

佐藤委員

第10回
（H30/8/6）

第16回（R2/2/7）
第19回（R3/9/24）
第23回（R5/3/29）■第16回，■第19回
発電所の周辺にあるＬＮＧ基地の爆発や，日立港の船舶の爆発・火災や漂流・油流出が発電所の安全性に影響しないことを確認している。
・ＬＮＧ基地の爆発：爆発により発電所に到達する風圧は小さく，また，爆発に伴い発生する飛来物は発電所施設まで到達しない。また，LNG貯蔵施設の増設や地下
パイプラインの建設を考慮しても，これらの爆発は発電所に影響しない。
・船舶の爆発，火災：発電所に船舶が最も近づいて，火災・爆発を起こしても影響しない。
・船舶衝突，油流出：発電所の取水口に船舶が衝突したり，流出した油が到達しても，海水の取水性を損なうことはない。
■第23回
発電所の周辺にあるLNG基地のガスタンクの安全性に関して設置・運営元に確認
し，ガス漏洩防止対策やシビアアクシデント時の影響評価等の安全性に関して問題ないと考える。

59

近隣の原子力施 近隣の産業施設における火災・爆発等の東海第二発電所への設等の影響影響について10*

No.205,750,207,1020 県民意見

①佐藤委員，
小川委員②佐藤委員①第16回（R2/2/7）②第19回（R3/9/24）＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

論

点

今後追加説明を行う項目

委員指摘，事務局確認，県民意見

説明予定/
実績

説明概要

No.111,148,195,203,
229,237,264,281,302,
304,307,338,502,618,
331,802,827,831,833, 県民意見
891,903,937,984,
1034,1070,1131,
1141,1154,1161,854

委員名等
県民意見No.

*

ＷＴ回数等
（開催日）

60

近隣の原子力施 近隣の原子力施設（再処理施設等）における重大事故等発生時の東海第二発電所への影響について
設等の影響

第16回
（R2/2/7）

発電所に隣接する原子力施設で重大事故等が発生した場合においても，以下に示す対処により，東海第二発電所の重大事故等に係る対応には影響しないと判断している。
・発電所の近隣にある東海再処理施設＊は廃止措置過程にあるが，当該施設の安全対策により，施設で事故等が発生しても，その影響は概ね当該施設内に留まり
隣接する発電所に影響を及ぼさないと考えられる。
また，その他の原子力施設は新規制基準に適合するか廃止措置の方針であり，また事故発生時にも発電所への影響はないと考えられる。
・一方で，発電所の重大事故等の対応能力のレジリエンスを確認する観点から，仮想的に，再処理施設と発電所が同時に重大な事故に至り，再処理施設から発電所に影響を及ぼすような放射性物質の放出等を仮定した場合でも，発電所側の施設及び屋外作業時の防護対策等を活用することで，再処理施設事故の影響を抑制
しつつ，発電所の重大事故対応が行えると考える。
＊ 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 核燃料サイクル工学研究所
再処理施設

61

火災対策（非難 防火シート施工の確実性及び品質管理並びに施工後の非難燃
燃性ケーブル） 性ケーブル及び関連設備等の保守管理について

第18回（R3/2/16）

発電所の現場調査を通じて，狭隘部や複雑なケーブルトレイ形状に対する試験検証により実機施工性を確認している。社内のＱＭＳ（品質管理システム）に基づき，設計・施工・保守等の一連の工事の品質管理等に係る対応を適切に実施していくことで，防火シート施工の確実性及び期待する火災防護の性能を確保できる。

古田主査，事務局
No.967,1048,1075,
1037

複合体の燃焼試験に係る試験条件の保守性及び試験結果を
火災対策（非難 踏まえた対策の妥当性について（高経年化や敷設状況の影響
62
燃性ケーブル） の考慮を含む）

第18回（R3/2/16）

複合体の燃焼試験により，難燃性・耐延焼性に係る設計目標の達成を確認している。この燃焼試験の条件は，実機プラントで想定される条件を包含した代表性，保守性を有しており，本火災防護対策は妥当と判断している。

事務局，古田主査，
出町委員
第1回（H26/7/22）
No.842,890,938,
第6回（H29/8/22）
1058,1128,1158,
第7回（H29/12/26）
884,878,992,1103

防火シートによる対策におけるケーブルの高経年化影響等の考慮について（過電流による発火リスク，防火シートによる温度上昇の影響等の観点を含む）

第18回（R3/2/16）

複合体形成で想定される影響に対して，ケーブルの高経年化に伴い加わる影響を検討した結果，防火シートや複合体に悪影響を与えず，ケーブルの電気的性能についても問題ないと判断している。

63

火災対策（非難燃性ケーブル）
高経年化対策（電気
ケーブル）

事務局

第6回（H29/8/22）
第7回（H29/12/26）

第7回（H29/12/26）

西山委員，古田主査 第17回（R2/10/21）

64

火災対策（非難 複合体形成により電気ケーブルの被覆や機能等及びケーブル
燃性ケーブル） 火災時の消火活動等に及ぼす悪影響について

第18回（R3/2/16）

複合体形成により想定される防火シート等やケーブルへの影響を確認し，健全性や機能に影響しないことを確認している。複合体内部には自動消火設備等を設け早期に消火し，また，ケーブル火災時に複合体は空気の供給を制限し延焼を抑制して自己消火を促進する。

No.843,980,1073,
1194,1211

県民意見

65

火災対策（非難 OFケーブルが使用されている具体的な範囲及び火災区画・区
燃性ケーブル） 域並びに火災防護対策について

第18回（R3/2/16）

東海第二発電所のＯＦケーブルは送電線に接続する開閉所と変圧器の間に使用しており，火災時にも火災防護基準の対象設備に影響を与えない。ＯＦケーブルは
定期的に健全性を確認し，火災の発生防止，拡大防止等の対策を図っている。今後，計画的にＣＶケーブルへの取替を行っていく。

No.197

県民意見

安全機能の多重性，多様性の確保及び独立性の確保の考え
方並びに火災防護対策の考え方について（系統分離，火災区
域・区画設定の考え方を含む）

第18回（R3/2/16）

原子炉の高温停止及び冷温停止の達成・維持に必要な機能を有する系統は，多重性又は多様性及び独立性を確保して設置し，火災防護対策を施すことで，一つの系統に火災による機能喪失を想定しても，もう片方の系統機能の維持を可能とする。

佐藤委員No.794,1074,1078,
1115,1203

第6回（H29/8/22）
第7回（H29/12/26）

66 火災対策

11＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

論

点

説明予定/
実績

説明概要

今後追加説明を行う項目

委員指摘，事務局確認，県民意見
委員名等
県民意見No.

*

ＷＴ回数等
（開催日）

67 火災対策

配電盤に対する具体的な火災対策について

第18回（R3/2/16）

配電盤の火災対策として，火災発生防止，感知・消火，影響軽減の各対策を施す。盤の設置場所に応じて，消火設備や系統分離について，適切な対策を行ってい
く。

出町委員

第1回
（H26/7/22）

68 火災対策

火災感知設備や消火設備の電源確保に係る具体的な設計方
針について

第18回
（R3/2/16）

火災感知設備や消火設備は，外部電源が喪失した場合でも非常用電源より給電して機能維持を可能とした設計として，火災の感知・消火の機能が失われないよう
にする。

西川委員

第7回
（H29/12/26）

69 火災対策

運転員による操作や消火活動が必要な火災が発生した場合の具体的な対応手順等について（原子炉の運転や安全停止に必
要な人員の確保等を含む）

第18回（R3/2/16）

発電所災害対策本部の体制として，重大事故等が発生した場合に対応操作に当たる要員とは別に，初期消火活動を行う自衛消防隊の要員を確保し，運転員による運転操作対応に影響を与えないようにしている。中央制御室内で発生した火災の消火に際しては，室内に滞在する運転員及び初動の消火対応に当たる運転員の健康に影響を与えないよう，消火設備や防護具を配備して運用する。

内山委員，事務局

第7回（H29/12/26）

70 溢水対策

発生要因別に分類した溢水の想定に関する保守性について

第18回（R3/2/16）

溢水の想定及び評価では，機器の偶発的な破損に伴う溢水，地震等の自然現象に伴う溢水，火災時消火活動等，種々の起因事象による溢水を想定し，溢水評価
にて溢水発生時の実現象を十分包含するよう，溢水源，滞留面積，溢水水位等をそれぞれ保守的に扱っている。

事務局

第7回
（H29/12/26）

71 溢水対策

溢水対策に係る防護対象機器の多重性，多様性及び独立性に
ついて

第18回
（R3/2/16）

溢水対策では，多重性又は多様性及び独立性を確保して設置した原子炉の安全停止に係る系統に対して，一つの系統に溢水に伴う没水等による機能喪失を想定しても，もう片方の系統機能を維持可能とするように対策を施す。

古田主査

第1回
（H26/7/22）

第18回（R3/2/16）
第25回（R5/10/4）■第18回
2011年3月11日東北地方太平洋沖地震により東海第二発電所の使用済燃料プー
ルはスロッシングが発生してプール水位は通常水位より20cm低下し，これは約25m
３の水量に相当する 。このスロッシングによっても，原子炉の安全停止への悪影響は生じていない。
■第25回
基準地震動Ｓｓ発生時のスロッシングに伴う使用済燃料プール溢水量は，精度の高い手法を採用した熱流体解析コードを用い，保守的な条件で評価を行うことで，
地震発生時の実現象を包含し多めの溢水量を与えるよう扱っている。

西川委員

第7回
（H29/12/26）

西川委員

第18回（R3/2/16）

西川委員

第7回
（H29/12/26）

72 溢水対策

73 溢水対策

東日本大震災時の使用済燃料プールのスロッシングについて

スロッシング周期の算定結果及び東海第二発電所敷地における地震動周期に係る検討結果について

第18回（R3/2/16）
第25回（R5/10/4）■第18回
使用済燃料プールのスロッシングの１次固有周期は約4秒である。スロッシングによる溢水量の評価は汎用熱流体解析コードで使用済燃料プールを３次元でモデル化し，発電所で想定される基準地震動Ｓｓ8波でそれぞれ評価を行い，最も溢水量が多い結果を地震による溢水の評価に用いている。
■第25回
震源を特定せず策定する地震動Ｓｓ.-32の使用済燃料プール固有周期位置の加速度は，最大の溢水量を与えるＳｓ-13の約半分程度に留まり，現行Ｓｓによる溢水量を超えることはないと考える。

西川委員，古田主査 第18回（R3/2/16）

74 溢水対策

使用済燃料プールのスロッシングに伴う溢水に対する具体的な対策について

第18回（R3/2/16）

使用済燃料プール水面上部の空調ダクト閉鎖による流入防止対策に加え，堰，排水開口，閉止処置等で原子炉建屋6階の溢水の下層階への流下を制御する。通常
運転中は溢水を建屋西側の区画に流下させ，定期事業者検査中はすべての開口部を閉止して下層階に流下させず溢水を各プールに戻す。

西川委員

第7回
（H29/12/26）

75 溢水対策

使用済燃料プールのスロッシングに伴う溢水を階下に導く床ド
レン配管等の溢水対策に係る設備の健全性確認結果及び健全性維持のための今後の対策について

第18回（R3/2/16）

使用済燃料プールスロッシング等に係る各溢水対策の設備については，保安規定等に運用方法，点検計画等を定め，また，床ドレンファンネル及び床ドレン配管は定期的に通水試験を実施し，設備の健全性を確認していく。

事務局

第7回
（H29/12/26）

76 溢水対策

水密扉の開放等に伴うリスク上昇を防止するための対策について

第26回（R6/2/14）

水密扉については，中央制御室に開閉状態を監視することが可能な開閉表示灯を設置し，開閉管理を運用していく。また，作業等で一時的に水密扉の開放等を要する場合も，系統分離された２区画を同時に行わない等の作業計画を立て，作業時も確実な閉止管理を実施していく。

佐藤委員，古田主査

第1回（H26/7/22）
第7回（H29/12/26）

12＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

77 溢水対策論点

火災防護計画において具体的に定める事項及び溢水対策との関係について

今後追加説明を行う項目

委員指摘，事務局確認，県民意見

説明予定/
実績

説明概要

第26回
（R6/2/14）

発電所における火災発生時に水消火を行う場合には，予め溢水対策を施すこと
で，消火活動に伴う消火水が原子炉安全等に係る重要な設備に悪影響を与えない
ように対処している。火災発生時の消火活動に際しては，ルールに従い消火活動を実施していく。

佐藤委員

第7回（H29/12/26）

古田主査

第8回
（H30/1/24）

委員名等
県民意見No.

ＷＴ回数等
（開催日）

78 電源対策

配電盤等の所内電気設備に関する共通要因故障対策について

第18回（R3/2/16）

非常用電源設備の電源盤等は，その機能を失う共通要因となり得る地震，津波等の外部事象による悪影響を受けないことを確認している。また，建屋内部の火災や溢水で片方の系統の機能が喪失しても，他系統の機能を維持できる。
更に，これらの想定を超える事象ですべての電源機能が喪失する事態も考慮し，重大事故等対処設備として多様性及び独立性を有する代替電源を位置的分散を図り設置することで，電源確保の信頼性を高めている。

79 電源対策

新たに設置する電源車等を含む電源設備全般に対するプルー
フテストやメンテナンス等の管理の方針について（外部支援を受ける際の留意点等を含む）

第18回（R3/2/16）

電源設備は，社内の品質保証システムに基づく保全ルールに則り保全計画を定め実施していくことで，設備の健全性確保が可能。低圧電源車の電源ケーブルの接続口は2箇所を分散して配置しており，またコネクタは規格を統一した汎用品を用いることで接続を確実にし，外部支援を受けた場合でも迅速かつ確実な電源供給を可能としている。

佐藤委員
No.1136

第8回（H30/1/24）

80 電源対策

２４時間後には交流電源の復旧が期待できることの根拠について（２４時間において事業者が行う対応等を含む。）

第18回（R3/2/16）

交流電源を復旧する手段として，代替電源設備として整備した常設代替高圧電源
装置又は可搬型代替低圧電源車により交流電源を供給できる。これらの代替電源
設備は蓄電池の容量である24時間を十分下回る短時間（約3時間程度）で電源供給を開始できる。

佐藤委員

第8回（H30/1/24）

81 電源対策

７日間の外部電源喪失を仮定した燃料確保に関する具体的な対策の内容（確保する燃料の量，必要負荷との関係，保管場所等対策の考え方に関することを含む。）及びその間に事業者が講じる対策や措置等について

第18回（R3/2/16）

非常用ディーゼル発電機又は代替電源設備により，外部電源喪失が続いても原子炉冷却等に必要な交流電源を7日間供給できる燃料（軽油）を貯蔵する。燃料は
地震や津波の影響を受け難い場所に貯蔵し，位置的分散を図り信頼性を高めている。また7日以降も交流電源を継続して確保するため外部からの燃料受け入れの手配等を行っていく。

出町委員，古田主査

第8回（H30/1/24）

西川委員

第8回
（H30/1/24）

82 電源対策

外部電源の送電鉄塔等に係る地震対策の考え方等について

第22回（R4/11/1）

地震により外部電源系統から受電できない場合でも，耐震性の高い複数の非常用電源や代替電源により，原子炉等の安全を確保するための設備に給電可能である。
外部電源系統は，大きな地震の発生時には受電できない可能性があるが，地震時の外部電源の信頼性を高めるため，また外部電源が一旦喪失しても復旧をできるだけ早める観点から，発電所内外の設備に対して耐震性向上の取り組みを行っている。

83 電源対策

ガス絶縁開閉装置の耐震性について（耐震評価等の結果を含
む。）

第22回
（R4/11/1）

発電所で外部電源を受電する開閉所設備について，より耐震性が高いガス絶縁開閉装置に取り替えを実施している。また，開閉所の基礎やケーブル洞道等について，それらの設置地盤が耐震Ｃクラスの地震力に対して十分な支持性能があることを確認している。

西川委員

第8回（H30/1/24）

84 電源対策

常設代替高圧電源装置に対する飛来物や安全・セキュリティ上の防護策について

第18回（R3/2/16）

常設代替高圧電源装置は屋外設置用で風雨等の影響を受けない。敷地に遡上す
る津波を更に上回る津波から守れるよう置場には防護壁を設けるが，発電機のディーゼル機関の吸排気のため上部は大気に開放する。竜巻襲来時は飛来物が上部から落下し装置が損傷する可能性があるが，原子炉建屋外壁で防護された非常用ディーゼル発電機等で電源供給が可能。置場は発電所の立入制限区域内に設け，更に防護壁の出入口は施錠管理等を行い不要なアクセスを制限する。

出町委員

現地調査
（H30/9/10）

13*＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

85 電源対策

86

火災対策
電源対策

87 電源対策

88 電源対策

89 電源対策論点

緊急時対策所への給電も含めた可搬型代替低圧電源車の容量及び台数の考え方について

電源室等における安全機能の系統分離及び火災防護対策の詳細について

外部電源の信頼性向上対策及び外部電源喪失時の対策について電源対策の多重性・多様性，独立性及びその信頼性について（全体系統に関する説明を含む）

高エネルギーアーク損傷（ＨＥＡＦ）対策について

説明予定/
実績

説明概要

今後追加説明を行う項目

第18回（R3/2/16）
第25回（R5/10/4）■第18回
可搬型代替低圧電源車の容量は，原子炉の状態監視や使用済燃料プールの冷却等に必要な容量を確保し，また，必要台数（2台）の2倍の4台を2箇所に分散して配備し信頼性を高めている。
緊急時対策所の代替電源は専用の緊急時対策所用発電機から給電するが，可搬型代替低圧電源車から給電する手段も整備する。緊急時対策所に電源車から給電する場合は，余剰分の電源車のうち1台を活用し，緊急時に必要な負荷に給電する。
■第25回
代替電源による各負荷の起動順序は，電源喪失後，原子炉の監視，注水，冷却，放射性物質の閉じ込め等の観点から，基本的には速やかに電源を復旧すべき，時間的に重要度の高い負荷から優先的に起動し，その機能が必要になるまで
時間的に余裕のある負荷を後から起動する扱いとしている。

委員指摘，事務局確認，県民意見
委員名等
県民意見No.

ＷＴ回数等
（開催日）

事務局

第11回
（H30/11/19）

古田主査

第18回（R3/2/16）

第18回（R3/2/16）

非常用ディーゼル発電機，安全上重要な電源盤等は，耐火隔壁等の火災防護対策により火災に対しても相互に独立性を確保し，系統機能の維持を可能とする。

No.1204

県民意見

第22回（R4/11/1）

東海第二発電所の外部電源は，耐震性向上のため変電所から接続する送電線の碍子や，開閉所の気中遮断器について，より耐震性の高い碍子やガス絶縁開閉装置への取替を行い信頼性向上を図っている。
事故等の発生時には，外部電源の喪失を想定し，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル発電機からプラントを安全な状態に維持するために必要な負荷へ電力の供給を行う設計としている。
さらに，非常用交流電源設備が喪失したことにより重大事故等が発生した場合においても，プラントを安全な状態に維持するために必要な負荷へ電力を供給するため，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置等の代替電源設備を設置することにより電源確保の信頼性向上を図っている。

No.946,851,1032

県民意見

第18回
（R3/2/16）

非常用ディーゼル発電機等の非常用電源設備は，安全区分に応じて隔離して設置し，地震，津波，火災，溢水等によってもすべての非常用電源が同時に機能喪失しないようにしている。
非常用ディーゼル発電機等の電源が喪失し，全交流動力電源喪失に至った場合に備えて代替電源設備を設ける。代替電源設備は，地震，津波，溢水，火災を等考慮して設置し，外部事象による共通要因により非常用ディーゼル発電機等と同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る。

No.1061,1021,
1204,484

県民意見

第25回
（R5/10/4）

高エネルギ―アーク損傷（HEAF：High Energy Arcing Fault）とは，遮断器等の通電された導体間又は通電された導体とアースとの間にアーク放電が発生し，熱，光の発生，金属の蒸発と圧力上昇を伴う急激なエネルギー放出が起こる爆発性の電気故障に伴い発生する火災とされている。
東海第二発電所では，電源盤のHEAFに対する耐性を確認し，必要に応じてHEAF
発生防止対策を施し，電源確保の信頼性や電源盤火災に対する耐性を向上させる。

No.1122

県民意見

90

使用済燃料の安 使用済燃料乾式貯蔵施設の閉じ込め機能の監視に対する航空機落下による二次的影響について
全対策

第20回
（R4/2/21）

使用済燃料乾式貯蔵建屋の航空機落下火災において，建屋外壁の温度上昇はわずかであり，熱伝達による貯蔵建屋内の温度上昇もこれを下回ると考えられる。
これより，建屋内に設置される，使用済燃料乾式貯蔵容器の閉じ込め機能の監視設備は，航空機落下火災の影響を受けることはないと判断している。

出町委員

第2回
（H26/12/9）

91

使用済燃料の安 使用済燃料の保管管理の流れについて
全対策

第20回
（R4/2/21）

使用済燃料は，原子炉から取り出し後，使用済燃料プールにて冷却・貯蔵される。
使用済燃料を使用済燃料乾式貯蔵容器に収納し，発電所構内の使用済燃料乾式貯蔵建屋内に貯蔵する作業には約10日間を要する。また，収納する使用済燃料は最低7年間以上の冷却期間を必要としている。

塚田委員

第13回
（H31/3/12）

14*＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

論

点

使用済燃料の安 水没時等における使用済燃料乾式貯蔵施設の安全性につい
92
て
全対策

93

94

95

使用済燃料の安 使用済燃料プール及び使用済燃料乾式貯蔵施設に関する具体的な新規制基準適合性並びに今後の保管方針等について
全対策

放射性廃棄物の 東海第二発電所における放射性廃棄物の管理・処分等について管理・処分等

放射性廃棄物の 排気・排水の処理方法・放出基準について
管理・処分等説明概要

第20回（R4/2/21）

防潮堤を超え敷地に遡上する津波の発生を想定した場合には，使用済燃料乾式貯蔵建屋内に海水が浸水する可能性があり，建屋の床面から6m高さに浸水深を想定すると，使用済燃料乾式貯蔵容器は水没する。この場合でも，貯蔵容器は耐圧試験により内外圧力差1.0MPa（水深100m相当）まで密封機能を維持できることを確認しており，閉じ込め機能を始めとする貯蔵容器の安全機能に影響は受けない。

出町委員

第13回
（H31/3/12）

第20回（R4/2/21）

新規制基準に基づき，使用済燃料プールは冷却機能や注水機能の強化，プール
水位低下時の対応手段を整備している。また，使用済燃料乾式貯蔵施設においては，施設固有の追加要求事項はなく，耐震，耐津波にかかる強化を実施している。
今後は，使用済燃料プールによる使用済燃料の貯蔵保管を継続し，新規制基準適合の工事等が完了し検査に合格した設備を用いて，使用済燃料乾式貯蔵容器に使用済燃料を装荷，貯蔵を行う。また，再処理や中間貯蔵の事業が開始した以降は，適宜，使用済燃料を発電所外に搬出していく。

No.182,359,514,
685,861,871,1063,
1127

県民意見

第25回
（R5/10/4）＜原子力発電所から発生する低レベル放射性廃棄物について＞・発電所から発生した低レベル放射性廃棄物のうち，放射能レベルの比較的低い
L2廃棄物はその種類に応じて溶融，圧縮，焼却等の適切な処理・固型化を行い，六ヶ所の低レベル放射性廃棄物埋設センターに搬出を行っている。また，更なる減容措置として圧縮減容装置を導入するための設置変更許可を得ており，現在導入を計画している。
・放射性物質として扱う必要がないほど放射性レベルが低い廃棄物については，
クリアランス物品としてベンチやブロック等への再利用や，使用履歴から全く汚染がないものはNR（放射性廃棄物でない廃棄物）とする等，廃棄物の低減を行っている。
＜使用済燃料の再処理について＞
・当社は電事連事務局のサイクル推進タスクフォースの取り組みに参加し，日本
原燃の上層部と直接連携することで日本原燃の審査の進捗状況や課題を共有し，マネジメント課題への対応を迅速化させることにより，新たに設定されたしゅん工時期に向けた対応をしている。
＜使用済燃料の貯蔵能力の拡大及び放射性廃棄物について＞
・当社は高レベル放射性廃棄物の発生者としての基本的責任を有する立場から，国や原子力発電環境整備機構（NUMO）と連携しながら地域の皆さまとの対話活動などに取組んでいるとともに，NUMOに対する人的支援等も行っている。
また，使用済燃料の貯蔵に関し，東海第二発電所においても発電所における乾式貯蔵キャスクの利用や中間貯蔵施設を活用し，適切に安全を確保していく。

No.432,495,680,814,
830,914,1002,781,
県民意見
1100,16,139,236,558,
596,652,695,1163

第25回（R5/10/4）〇気体・液体の放射性廃棄物の処理・放出・通常運転時に発生する放射性気体・液体廃棄物は，放射性物質を可能な限り処理したうえで放出を行う。
・放出に当たり，放射性物質濃度の測定・監視を行っている。
・測定結果を評価し，放出に係る基準値（法令の濃度限度，保安規定に定める放出
管理目標値・放出管理の基準値）に基づき管理を行っている。
・核燃料の燃焼により生成されるプルトニウムは，燃料被覆管の中に留まり，水中・
気中に移行しないため，通常運転中において放射性廃棄物にプルトニウムは含まれない。
〇環境放射線モニタリング
・原子力施設周辺の環境保全，公衆の安全と健康を確保することを目的に，平常時において，周辺公衆の線量の評価，放射線と放射性物質の水準及び分布の長期的変動の把握，放射性物質の予期しない放出による環境への影響を早期に把握するため，東海第二発電所原子炉施設保安規定及び茨城県環境放射線監視計画に基づき継続的な測定・評価を行っている。
・茨城県環境放射線監視計画に基づく監視結果は，茨城県環境放射線監視委員会
により検討・評価され，公開されている。

No.629,1171

15

今後追加説明を行う項目

委員指摘，事務局確認，県民意見

説明予定/
実績

委員名等
県民意見No.

*

ＷＴ回数等
（開催日）

県民意見

＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

*

説明概要

常設及び可搬型の各冷却設備の容量，流量や台数並びに水96 重大事故等対策
源の容量等の考え方について

第21回（R4/7/29）

シビアアクシデントに対応して設置／配備する常設及び可搬型のポンプや水源の容量は，緊急時に原子炉及び使用済燃料プール等の冷却に必要な十分な量の水を供給できる容量を備えるよう設定しており，更に，予備や代替手段等を確保している。

古田主査
No.484

第8回（H30/1/24）

複数の用途で共通して使用する可搬型ポンプ車等の必要容量
97 重大事故等対策
及び台数の考え方について

第21回（R4/7/29）

事故後のプラント状態に応じて，同一のポンプを用いて複数個所への同時注水を行う場合も想定し，これらをすべて合わせた必要容量を有するポンプを2セット確保
し，更に故障及び設備点検時のバックアップとして予備のポンプも確保している。

古田主査

第9回
（H30/6/18）

第20回（R4/2/21）

重大事故等時において，手動操作を行う必要がある現場活動場所までの屋内ア
クセスルートは，地震，津波及びその他自然現象又は人為事象に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に設定している。また，屋内アクセス
ルートは，重大事故等時の有効性評価における重要事故シーケンスの想定時間内に必要な措置を完了させることができる。
地震，津波及びその他自然現象又は人為事象のうち，最も影響を及ぼす可能性のある地震に対して，地震起因による火災，溢水，全交流動力電源の喪失を考慮し，アクセスに与える影響がないことを確認している。
重大事故等時における対応操作は，現場での動線が錯綜することのないよう，あらかじめ定めた手順書に従い，設定したアクセスルートを用いて現場での対応操作を実施する。また，これらの対応操作を確実なものとするための教育訓練を実施する。

出町委員，佐藤委員 第8回（H30/1/24）
内山委員
第11回（H30/11/19）

第20回（R4/2/21）（第20回指摘）
原子炉建屋内の限られたスペース
作業スペースの制約が生じる可能性がある原子炉建屋内に追設する各設備につ
古田主査に設備を追設すいて，現場操作や試験検査・保守点検等に必要なスペースを有することを確認してることに伴うアクいる。
セス性や避難通路としての役割へ
の影響
西川委員

項目分類

論

点

手動操作を行う弁等の具体的な位置及び操作場所までのアク98 重大事故等対策 セス性（アクセスルートの耐震強度や多様性等を含む）並びに対策としての成立性について

新規制基準対応に伴う設備・機器等の新設・追設後の作業ス
99 重大事故等対策 ペースに関する考慮について（現場での手動操作，点検・保守管理等に関する作業を含む。）

今後追加説明を行う項目

委員指摘，事務局確認，県民意見

説明予定/
実績

No

重大事故等発生時の具体的な対応手順及び操作等の所要時間の検討について

第20回（R4/2/21）

重大事故等対策の有効性評価においては，整備する設備・手順・体制を踏まえ，対応要員の移動や操作等に必要な時間を考慮した上で，対策の有効性を確認している。
対応要員の移動や操作等の所要時間については，実動訓練等での確認結果を反映している。また，今後も継続的に対応訓練を実施し，所定の時間で事故対応が可能であることを確認していく。

全電源喪失時の原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）の操作等につい101 重大事故等対策て

第20回（R4/2/21）

全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時においても，原子炉隔離時冷却系（RCIC）は原子炉建屋内の現場でRCICポンプの駆動用の蒸気弁を手動操作することにより起動することができる。また，崩壊熱の減少に伴い原子炉圧力が低下した際には，ディーゼル駆動の可搬型代替注水中型ポンプ等により注水を継続することが可能である。

100 重大事故等対策

16

委員名等
県民意見No.

ＷＴ回数等
（開催日）

第8回
（H30/1/24）

第20回（R4/2/21）

出町委員

第1回
（H26/7/22）

古田主査

第1回
（H26/7/22）＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

論

点

説明予定/
実績

今後追加説明を行う項目

説明概要

委員指摘，事務局確認，県民意見
委員名等
県民意見No.

*

ＷＴ回数等
（開催日）

・重大事故等が発生した場合，可搬型モニタリングポスト等の手段により発電所及びその周辺の放射線量の監視を行うとともに，気象観測設備により風向・風速等の観測を行う。（観測結果は国・自治体へ報告）

重大事故等発生時における格納容器外への漏えい量等の検102 重大事故等対策 知方法及び放射性プルームの方向や拡散の判断方法等について

第24回（R5/7/6）※なお，敷地外での放射性プルームの拡散について，「緊急時モニタリングについて（原子力災害対策指針補足参考資料）」において，設備設置地点周辺における放射性プルームの有無の判断に資するために大気モニタを設置することとされている。

佐藤委員，塚田委員 第1回（H26/7/22）
No.761,762,792
第11回（H30/11/19）

・格納容器外への漏えい量等の検知方法として以下の手段を整備する- 原子炉建屋内に設置している水素濃度計や可搬型モニタリング・ポストにより，格納容器からの漏えい検知を行う。
- 格納容器フィルタベント装置に設置した放射線モニタにより，大気へ放出する放射性物質の監視を行う。
103 重大事故等対策

ブローアウトパネル閉止装置の具体的な構造，設計方針及び運用等の詳細について

第24回（R5/7/6）

ブローアウトパネル閉止装置は，ブローアウトパネルが開放された状態で開口部の閉止及び再開放が可能なスライド扉状の機構であり，電動及び人力により動作が可能である。

出町委員

第9回（H30/6/18）

事務局

第1回
（H26/7/22）

104 重大事故等対策

フィルタ付きベント設備の具体的な設計方針及び放出源情報の把握等の方法について

第23回（R5/3/29）

フィルタベントの放出先はスタック(排気筒)ではなく，新たに設置される排気口からとなる。
フィルタベントの排出経路には放射線モニタを設け，大気へ放出する放射性物質濃度を監視する設計としており，放射線モニタで核種までは特定できないが，大気に放出される核種としては，フィルタ装置で除去しきれない希ガス及びよう素が挙げられ，その中でも支配的な希ガスであるKr,Xeを選定している。

105 重大事故等対策

フィルタ付きベント装置に関する使用の条件及びタイミングの考え方について

第23回（R5/3/29）

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に係る操作の着手にあたっては，原子炉の炉心損傷の有無及び格納容器除熱の可否によるプラント状態に応じて判断基準を定めた手順を整備し，発電長は手順に基づきベントを実施する。

古田主査

第9回（H30/6/18）

第24回（R5/7/6）

重大事故等時に格納容器ベントを実施した場合，ベント実施に使用するフィルタ装
置及び配管は，フィルタ装置で捕集された放射性物質，配管内面に付着した放射性物質により高線量となる。このため，フィルタ装置や配管の周囲は十分な厚さの遮蔽壁を設置しており，遮蔽壁外側の線量を低減できる構造としている。
このことから，格納容器ベント実施後の屋内作業時に作業員がフィルタ装置や配管に接近し作業する場合においても遮蔽壁の低減効果により，作業員の被ばく低減を図っている。
また，発電所周辺の一般公衆においては，遮蔽壁による低減効果に加え，線源となるフィルタ装置及び配管から周辺監視区域境界まで十分な距離があるため，線量影響は小さくなる。

事務局

第11回
（H30/11/19）

第23回（R5/3/29）

・福島第一原子力発電所での事故の教訓を踏まえ，耐震性・耐環境性強化や計器追設を行う。
・JEAG4623-2018の改定を踏まえて，設計基準事故時雰囲気内で機能要求があるケーブルについては，より厳しい評価となるACAガイドに従い長期健全性を評価している。
・重大事故等に対処する各設備は，重大事故等時の温度，放射線，荷重等の環境条件下で健全性を確保し，計測装置の計測範囲は予想変動範囲を包絡するよう設定している。

古田主査，事務局

第11回（H30/11/19）

第24回（R5/7/6）

下記対策により，重大事故等が発生した場合においても，災害対策本部が実施する事故収束活動を維持できるよう社内外の組織から支援を受けられる体制を構築する。
①発電所の事故収束活動を支援する災害対策支援拠点を分散して複数箇所確保②社内外の組織により，重大事故等発生後６日後までに事故収束のための対応に必要な要員，消耗品を含めた資機材を支援する体制を整備

出町委員，小川委員

第11回（H30/11/19）

106 重大事故等対策

107 重大事故等対策

フィルタ付きベント装置使用後の汚染された系統からの線量影
響について

原子力発電所の安全系電気・計装品の耐環境性能の検証に関する指針の見直し等を踏まえた計装設備の安全性について

緊急時対策所において７日間の活動を可能とするための環境
108 重大事故等対策 の整備及び７日以内に外部支援が受けられるようにするための体制（輸送の人員等を含む）の整備について

17＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

説明予定/
実績

説明概要

重大事故等対策における可搬型設備等使用時の動線の確認
並びにアクセスルートの頑健性及び冗長性について

新しく増える常設又は可搬型の設備・機器及び資機材等に関110 重大事故等対策 するメンテナンスの実施方針について

No

項目分類

論

点

今後追加説明を行う項目

委員指摘，事務局確認，県民意見*

委員名等
県民意見No.

ＷＴ回数等
（開催日）

第21回
（R4/7/29）

・重大事故等が発生した場合，事故収束を迅速に対応するため，屋外の可搬型重
大事故等対処設備の保管場所から目的地まで運搬するアクセスルートの状況確認，取水箇所の状況確認及びホース敷設ルートの状況確認を行い，あわせて，屋外設備の被害状況の把握を行う。
・アクセスルートは，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝
突その他のテロリズムによる影響を考慮し，可搬型設備の保管場所から設置場所
及び接続場所までのアクセスルートを複数設定する。
・確認された被害状況を元に，災害対策本部は必要な重大事故等対策に用いる可搬型重大事故等対処設備のアクセスルートを選定し，可搬型重大事故等対処設備を展開させる。
・災害対策要員は，重大事故等時における事象の種類及び事象の進展に応じて的
確かつ柔軟に対処できるように，アクセスルートの確認，使用するルートの選定，路面の復旧操作，可搬型設備の展開・運用等の対応についても，関連する教育及び実働での訓練を通じて，力量を確保していく。

古田主査
No.752,1072,108,
1013

第11回
（H30/11/19）

第20回（R4/2/21）

新たに導入する常設及び可搬型の設備等は，社内の品質保証システムに基づく保全ルールに則り保全計画を定め実施していくことで，設備の健全性確保が可能。
また設備の機能確認の頻度は，対応する既設設備やメーカ推奨値等に基づき設定していく。

事務局，古田主査

第1回（H26/7/22）
第11回（H30/11/19）

第23回（R5/3/29）

重大事故等対処設備については，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」において「重大事故等クラス」が規定されており，既設時からの※※区分のクラスアップ や条件アップ を考慮した技術基準に基づく材料設計・強度評
価を行っている。また，重大事故等対処設備は保安規定にて保全計画を策定することとしている。
※該当しない設備もある。

古田主査

現地調査
（H30/9/10）

設計基準を超えて起こり得る様々な事象に柔軟かつ確実に対応するための手順書策定上の考え方・工夫について

第23回（R5/3/29）

・重大事故等時において，事象の種類及び事象の進展に応じて重大事故等に的確かつ柔軟に対処できるように手順書を整備する。
・手順書は事象ベース及び徴候ベースに区分けした手順書体系で構成しており，各手順書は移行基準を元に手順書を移行し，対応操作を行っていく。
・手順書は使用主体に応じて，中央制御室及び現場で運転操作に対応する当直（運転員）及び重大事故等対応要員（運転操作対応）が使用する手順書及びそれ以外の災害対策要員が使用する手順書を整備する。
・手順書の作成にあたっては運転操作ミス（誤操作）の防止に配慮して整備を行う。

古田主査，佐藤委員

第14回（R1/5/30）

逃がし安全弁等の直流電源から給電される設備・機器等に関113 重大事故等対策
する直流電源喪失時の対応について

第23回（R5/3/29）

発電所が全交流動力電源喪失の状態に至っても，直流電源を用いる設備には各蓄電池から直流電源が供給可能。また可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器
により，原子炉建屋の外から直接直流電源の供給も可能。更に，原子炉の減圧・冷却上で特に重要な逃がし安全弁の作動用として専用の逃がし安全弁用可搬型蓄電池を設け信頼性を高めている。

佐藤委員

第14回
（R1/5/30）

109 重大事故等対策

111 重大事故等対策 重大事故等対処設備の重要度の考え方について112 重大事故等対策

18＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

114 重大事故等対策

論

点

有効性評価を実施する事故シーケンスの選定にあたっての着眼点の妥当性について

説明予定/
実績

第24回
（R5/7/6）

今後追加説明を行う項目

説明概要

・有効性評価を実施する事故シーケンスについては，下記の着眼点に基づき選定している。
（a)共通原因等によって複数の設備が機能喪失し炉心損傷に至る（＝起因事象において機能喪失する設備が多い）（b)炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間が短い（＝事象進展が早い）（c)炉心損傷防止に必要な設備容量（ポンプ流量や逃がし弁容量等）が大きい（d)グループ内の事故シーケンスの特徴を代表している（＝相対的に発生確率が高い）

委員指摘，事務局確認，県民意見
委員名等
県民意見No.

*

ＷＴ回数等
（開催日）

佐藤委員

第14回
（R1/5/30）

・有効性評価を実施する事故シーケンスの選定にあたっては，同一グループ内の他の事故シーケンスを網羅できる事故シーケンスを選定することが望ましい。対応の厳しさの観点から「着眼点（b)余裕時間の短さ」及び「着眼点（c)必要な設備容量」に重きを置いた選定をすることにより網羅性が確保できるため，着眼点（b)及び（c)に重きを置いた選定をすることは妥当である。なお，着眼点（a) 〜 （c)と発生確率【着眼点（d) 】については，直接的な相関性はみられない。

大規模自然災害時等において計画通りの参集ができない場合
115 重大事故等対策に対する備えについて

第23回（R5/3/29）

参集する要員は，事象発生後２時間以内に参集できる体制としており，特定の力量を有する参集要員は発電所近傍に待機させ，参集の確実性を向上させている。
自然災害等の影響により，参集する要員が，万が一，参集できない不測の事態の場合には，状況に応じ，対応操作の優先順位を判断して必要な操作に初動体制の要員を充てて対応操作を行うことで，収束対応の継続性は損なわない。

藤原委員

第14回
（R1/5/30）

116 重大事故等対策 重大事故等対策における発電所外部への情報発信について

第19回（R3/9/24）

重大事故等発生時は，発電所の災害対策本部等より各関係機関に発生事象やプラント状況等の連絡を行う。発電所で生じた事象の過酷度と緊急事態の区分として，警戒事態（AL），施設敷地緊急事態（SE）及び全面緊急事態（GE）の3段階とし，プラントが該当する各事態に達した時点で順次，関係機関への情報発信を行っていく。

塚田委員
No.487

第14回（R1/5/30）

第23回（R5/3/29）

フィルタベント装置の使用には電源が不要であり，可動部もないため，信頼性が極めて高い。ただし，流路を形成するための弁を開ける必要があるため，弁の故障を想定し，バイパス弁の設置に加え人力で開けることができる装置も設置する。また，既設建屋への逆流を防止するため，流路を一部兼用する不活性ガス系の隔離を確認した後にベントする手順を設けている。
また，フィルタベントは特定重大事故等対処施設(ES)として同じものを設置する計画(フィルタベントの多重化)としていたが，原子力規制委員会の審査を経て，循環冷却設備・ベント設備を追加設置することにより格納容器を守る手段を強化(多様化)したことで，SA/ESで兼用化することとし，系統構成を変更している。

No.4,187,333,431,
737,793,826,855,
県民意見
933,1116,1187,1212

第24回（R5/7/6）

重大事故等対策の有効性評価に係る解析においては，評価目的に応じた適切な解析コードを用いており，実験解析等により解析コードの妥当性や考慮すべき不確
かさを確認している。
安全設備の性能といった入力条件は，設備の設計値や適切な保守性を考慮し解析コードに入力するとともに，解析で考慮した性能を満足することを設備性能検査等により継続的に確認していく。
解析コードや解析条件において考慮すべき不確かさについては，傾向分析や感度解析によってその影響を確認し，これら不確かさを考慮した場合でも対策の有効性が担保されることを確認している。

No.316117 重大事故等対策

118 重大事故等対策

フィルタ付きベント装置の性能，系統の信頼性及び故障の想定・対応等について（非常用ガス処理系との関係等を含む）

重大事故等対策の有効性評価に係る各種解析等の保守性に
ついて

19

県民意見

＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

論

点

重大事故等対策における冷却系統の信頼性及び位置付けに
119 重大事故等対策 ついて

説明予定/
実績

第24回
（R5/7/6）

今後追加説明を行う項目

説明概要「原子炉隔離時冷却系（RCIC）」①RCICは，直流電源のみで作動可能であり，直流電源の喪失時においても，現場で手動起動できる手順を整備している。
②また，RCICの作動に必要な所内常設直流電源設備は容量を強化しており，全交流動力電源喪失時には不要負荷の切り離しにより，事象発生から24時間は枯渇
しない設計としている。
③所内常設直流電源の蓄電池が枯渇する前に可搬型代替直流電源設備によりRCICの運転継続に必要な直流電源を確保できる設計としている。
④なお，RCICと同様の機能（蒸気駆動であり全交流動力電源喪失時にも使用可）
を有する高圧代替注水系を新たに設置する。
⑤RCICは，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に位置付けており，
炉心損傷に至るおそれがある事象の発生時に炉心を冷却する機能を有する。

委員指摘，事務局確認，県民意見
委員名等
県民意見No.

*

ＷＴ回数等
（開催日）

No.788,789,885

県民意見

No.790,791

県民意見

第23回
（R5/3/29）

・原子炉水位の計測は，既設の水位計又はシビアアクシデントに対応した新設の水位計により，複数のチャンネルや多重性を有している。さらに，万一，水位が直接測定できない場合でも，性質の異なる水位・満水の推定方法にて代替監視が可能
・原子炉水位計の電源は，交流電源が喪失しても，125V蓄電池A系又はB系，更に緊急用直流125V蓄電池より給電可能な設計としている。さらに，不測の事態により，計測に必要な直流電源まで喪失に至った場合でも，可搬型計測器を用いて水位の監視が可能No.963,1210,799

県民意見

第24回
（R5/7/6）

PWR／BWRプラントにおいては，冷却材喪失事故を代表事象として，格納容器が最高使用圧力を超えないよう設計している。また，BWRの格納容器は圧力抑制プールを有する圧力抑制方式を採用することで，PWRよりも自由体積が小さくなっている。
東海第二発電所のMARK-Ⅱ型格納容器は，格納容器除熱機能が喪失した場合に格納容器ベントまでの時間が短いという点があるため，代替循環冷却系を優先的に使用する運用とするとともに，設置許可基準規則の要求以上の対応として以下を実施することとしている。
・代替循環冷却系を多重化
・代替窒素封入系（可搬型窒素供給装置）の設置
このため，格納容器の自由体積が比較的小さいことによる悪影響はない。

No.866,872,224,929

県民意見

第24回
（R5/7/6）

放射性物質の拡散抑制のための放水や，がれき撤去等の対策は，以下の考え方に基づき，インターロック等により自動動作する常設設備ではなく，手動で操作する
可搬型設備を基本としている。
・放水砲を例とすると，可搬型設備を用いることにより，放水箇所や放水のための操作タイミングを任意とすることができ，柔軟に対応できる。
・がれき撤去についても，同様の考え方である。
また，放水砲等の可搬型重大事故等対処設備は複数保持しており，自然現象等
により同時に喪失しないよう，原子炉建屋と100m以上の離隔を確保した，高所の2箇所の保管場所に分散して保管している。

No.1186,1188,1189

県民意見「代替循環冷却系の多重化」①代替循環冷却系の駆動源となる常設代替高圧電源装置は複数台配備されている。
②多重化した代替循環冷却系それぞれに独立した制御回路を有しており，手動でポンプの起動停止等を行う設計としている。
・格納容器隔離弁は，プラントの異常（原子炉水位の低下等）を検知した場合に，原則として，自動的に閉状態となる設計としている（「閉じ込める」機能） 。
・ただし，原子炉への注水機能を有する非常用炉心冷却系等の系統については，「閉じ込める」機能よりも「冷やす」機能を優先した設計としている。
120 重大事故等対策

重大事故等対策における格納容器内閉じ込め対策の考え方について

121 重大事故等対策 重大事故等対策における計装設備の信頼性について

122 重大事故等対策

格納容器が他のプラントと比較して小さいことを踏まえた格納容器破損防止対策の有効性について

123 重大事故等対策 重大事故等対策における自動化の考え方について

第24回（R5/7/6）

・フィルタベント設備は，中央制御室又は現場で２つの電動弁を開操作すると，崩壊熱が大気中へ放出される（格納容器除熱が行われる）ものとなっている。
・電動弁の下流には，圧力開放板（開放圧力80kPa[gage]）が設置されているが，ベント実施時における格納容器圧力より十分低い圧力に設計されている。このため，圧力開放板はベント実施の妨げにならない。

20＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

重大事故等対策

124 （放射性物質の拡散抑制対策）

重大事故等対策

125 （放射性物質の拡

論

点

説明予定/
実績

今後追加説明を行う項目

説明概要

委員指摘，事務局確認，県民意見
委員名等
県民意見No.

重大事故等対策

126 （放射性物質の拡散抑制対策）

重大事故等対策

127 （溶融炉心対策）

重大事故等対策

128 （溶融炉心対策）

重大事故等対策

129 （溶融炉心対策）

ＷＴ回数等
（開催日）

汚濁防止膜による放射性物質の拡散抑制のメカニズムについ
て

塚田委員

第12回
（H30/12/25）

放射性物質吸着材に関する検討の詳細について

塚田委員

第12回
（H30/12/25）

放射性物質の拡散抑制対策（放水及び放射性物質吸着材）の定量的な抑制効果について

古田主査
No.9,268,292,293,
294,295,520,560,
565,586,588,679,
828,857,868,875,
895,995,1014,
1029,1044,1092

第12回（H30/12/25）

出町委員，佐藤委員

第6回（H29/8/22）

散抑制対策）

格納容器下部（ペデスタル）の水位管理の具体的な方法について溶融炉心による水蒸気爆発に関する具体的な評価結果及びその保守性について格納容器下部（ペデスタル）にあらかじめ１ｍ水張りを行うことに関する技術的な検討の詳細について

第26回（R6/2/14）

原子炉圧力容器破損時のペデスタル内水位を1mに維持するため，ペデスタルの床より1ｍの高さに立ち上げた格納容器床ドレンサンプ導入管（スワンネック）及びス
リット形状の排水ラインについては，落下物や異物による悪影響を防止し目標水位まで確実に排水できるよう設計している。
また，格納容器床ドレンサンプの水位が低下していることが確認された場合には，水張りを実施することで，常時導入管高さ（1 m）に維持可能な設計としている。
デブリ（溶融炉心）がペデスタルへ落下することを想定し，ペデスタル内の計器やケーブルは，デブリ（溶融炉心）の落下に配慮した耐熱・耐放射線を確保する設計とし，デブリの冷却のため格納容器下部注水配管等から注水を行い，ペデスタルの水位を多量のデブリの冷却に必要な水位（水位は高めかつ開口部を考慮した2.25 m〜2.75 m）に維持可能な設計とする。

第25回（R5/10/4）

水蒸気爆発に係る既往の実験結果に基づき，実機において想定される条件（溶融物の組成・温度，格納容器内の環境等）において，格納容器の機能に影響を与える
ような水蒸気爆発が発生する可能性は極めて小さい。
万一水蒸気爆発が発生した場合の影響について，各段階で保守的な仮定をおいた条件で評価し，格納容器の健全性が維持されることを確認している。
評価に当たっては，各種実験の再現解析等により妥当性が確認された解析コードを用いる等，評価の妥当性についても検証している。

第25回（R5/10/4）

重大事故等対処設備を新たに整備したこと等により，異常事象が発生した場合においても，炉心損傷や圧力容器破損に至るまで事象が進展する可能性は低減されている（論点No.152参照）
この上で，溶融炉心が圧力容器から落下することを前提とすると，事故対応がとられない場合には，溶融炉心・コンクリート相互作用（MCCI）によりペデスタルのコンクリートが侵食され，格納容器の構造材の支持機能が喪失することで，格納容器の破損に至る可能性がある。
一方で，事故対応としてペデスタル部に事前水張を行うと，水蒸気爆発が発生する可能性は極めて小さいものの，水蒸気爆発の発生を仮定した場合にペデスタル部が受けるエネルギーは，水張の量が増えるにつれて大きくなる。
上記の両方のリスクを考慮した上で，溶融炉心を確実に冷却してMCCIの継続を防止しつつ，万が一水蒸気爆発が発生した場合のエネルギー抑制を目的とし，圧力容器破損時の水位を1mと設定している

21

*

小川委員
第6回
No.678,758,844,845,（H29/8/22）
965,981,1036,1153,
1195
西山委員，古田主査 第15回（R1/6/26）

西山委員

第9回
（H30/6/18）＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

重大事故等対策

130 （溶融炉心対策）

重大事故等対策

131 （水素爆発防止対論

点

格納容器下部（ペデスタル）の各種安全対策に係る具体的な設計方針（材質や耐熱性，耐震性等を含む）及び溶融炉心流下に伴う環境変化や水蒸気爆発を想定した場合の衝撃，再臨界等に対する裕度について

格納容器内の水素濃度計の設置位置及び測定精度について策）

重大事故等対策

132 （水素爆発防止対策）

重大事故等対策

133 （水素爆発防止対策）

静的触媒式水素再結合器等による水素爆発防止対策の効果（触媒の劣化等の観点も含む）及びその効果を上回る水素漏えいに対する対応について

ブローアウトパネル開放による原子炉建屋内の水素滞留防止策の効果及び放射性物質拡散の影響について

重大事故等対策

134 （水素爆発防止対策）

ブローアウトパネル開放時の放射性物質拡散の影響について

説明予定/
実績

今後追加説明を行う項目

説明概要

委員指摘，事務局確認，県民意見
委員名等
県民意見No.

*

ＷＴ回数等
（開催日）

第25回
（R5/10/4）

・東海第二発電所では，ペデスタルへのコリウムシールド※設置と，格納容器下部（ペデスタル）への事前水張（1ｍ）を行うことで，溶融炉心・コンクリート相互作用（MCCI）の発生・影響抑制が可能であり，コアキャッチャーと同様に格納容器の健全性を維持することができる。
（第25回指摘）※ 実験により耐熱性・耐侵食性が確認されたジルコニア（ZrO２）製耐熱材を採用
格納容器下部へ
・溶融炉心や耐熱材に係る不確かさを考慮した上で，保守的な条件で評価を行い，溶け落ちた溶融
溶融炉心の冷却やMCCIの影響抑制が可能であることを確認している。
炉心への注水が No.846,847,848,234, 県民意見
・仮に水蒸気爆発が発生した場合でも，格納容器の健全性を維持できることを確認
確実に行われて 940,960,964
している（論点No.129参照） 。
いることの確認方
・ペデスタル対策に係る設備（ペデスタル内の排水配管等を含む）は，機能要求時
法 について（格に動作できるよう設計している。
納容器下部の水・炉心溶融物がペデスタル水に落下したときに臨界に至るには，炉心溶融物と冷却位計の設置位置材との混合割合が，炉心健全時のように核分裂性核種の含有率（ウラン濃縮度等）
含む）に応じた適切な状態となる必要がある。このため，炉心溶融物がペデスタル水に落下しても臨界に至ることはなく，上述のとおり，MCCIの発生・影響抑制の効果が得られる等の利点がある。なお，過去の炉心溶融が発生した事故において，再臨界によりプラントの状態が大きく変化した例はない。
西山委員
第25回（R5/10/４）

第25回（R5/10/4）

BWRにおける格納容器内の気体の挙動については，実験によって確認されており，格納容器スプレイの効果，格納容器雰囲気と壁面の温度差によって，格納容器
内の気体は攪拌（ミキシング）されることが確認されている。
さらに，崩壊熱によって炉心で発生した蒸気が格納容器内へ放出されることによっても攪拌（ミキシング）が促進される。
そのため，格納容器内はドライウェル及びサプレッション・チェンバそれぞれで，気体の濃度は均一となり，濃度分布を持たないことから，サンプリング箇所による影響は考えられない。

第25回（R5/10/4）

東海第二発電所の原子炉建屋に設置する静的触媒式水素再結合器（PAR）の容量としては，格納容器内が高い水素濃度の状況下において，10％／dayの漏えいを考慮して設計している。
格納容器が健全である場合の漏えい率は，設計圧力下において，0.5％／dayであ （第25回指摘）るため，約20倍の容量を有した設計となっている。
触媒の劣化等を 小川委員
万が一，格納容器の破損等により，10％／dayの漏えい率を超える場合には，後 踏まえた静的触 No.577
段の対策として，格納容器ベントを実施することとしている。
媒式水素再結合
格納容器ベントによって，格納容器内の水素が排出され，原子炉建屋へ漏えいす 器の容量の考える水素量が極めて小さくなるため，原子炉建屋水素濃度は低下すると考えられる方についてが，それでも原子炉建屋水素濃度が低下しない場合の対策として，原子炉建屋ブ
ローアウトパネルを開放することによって，原子炉建屋内に存在する水素を排出す
古田主査
る。

小川委員

第25回
（R5/10/4）〇ブローアウトパネル開放による水素排出効果
・ブローアウトパネル開放による水素排出は，その他の水素爆発防止対策を実施した場合でも，原子炉建屋水素濃度の上昇が継続した場合に実施する。
・原子炉建屋内に漏えいした水素は，比重の関係で原子炉建屋の最上階（6階）まで上昇し，滞留することが予想されるため，同階層に設置されているブローアウトパネ
ルを開放することにより，建屋外に水素が排出される。
〇ブローアウトパネル開放による水素排出時の放射性物質放出低減方策
・ブローアウトパネルを開放し，水素を排出する際には，開口箇所に向けて放水砲による放水を実施し，大気への放射性物質の拡散抑制を図る。

第25回（R5/10/4）〇ブローアウトパネル開放による水素排出効果
・ブローアウトパネル開放による水素排出は，PARによる再結合や，格納容器ベント（第25回指摘）による排出といった，その他の水素爆発防止対策を実施した場合でも，原子炉建屋
ブローアウトパネ
水素濃度の上昇が継続した場合に実施する。（No.133にてご説明）
ル解放時に拡散 No.856〇ブローアウトパネル開放による水素排出と同時に放出される放射性物質
する放射性物質・ブローアウトパネル開放前に行われる格納容器ベントにより，格納容器内の放射による周辺環境性物質の大半が放出されることから，格納容器ベント後に格納容器から原子炉建への影響につい
屋内に漏えいする放射性物質は僅かであり，ブローアウトパネル開放により放出さてれる放射性物質は，東京電力福島第一原子力発電所事故時の実績放出量と比べて１％程度である。
西山委員

22

事務局

第9回
（H30/6/18）

第9回（H30/6/18）

第25回（R5/10/４）

第9回（H30/6/18）

県民意見

第25回（R5/10/４）＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

論

点

今後追加説明を行う項目

委員指摘，事務局確認，県民意見

説明予定/
実績

説明概要

No.355,443,1028,
1213

県民意見

委員名等
県民意見No.

ＷＴ回数等
（開催日）

135 複合災害

夜間及び自然災害等の環境下での重大事故等対策の成立性
及び有効性について

第24回（R5/7/6）

・重大事故等対処設備は環境条件を考慮した設計方針としている。重大事故等時に用いる可搬型重大事故等対処設備は，風（台風）及び竜巻のうち風荷重，凍結，降水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害に対して，機能が損なわれないように設計する。
・夜間や悪天候を想定した訓練等を実施している。また，訓練は計画的に実施し，要員の力量を確保していく方針である。

136 重大事故等対策

使用済燃料プールにおける重大事故等対策の有効性評価の保守性及び対策の冗長性について

第21回（R4/7/29）

重大事故等対策の有効性評価では，常設低圧代替注水系ポンプによる注水を評
価上考慮していないが，実際には本手段を使用し，事象発生から1時間以内に注水可能となる。また，注水手段としては有効性評価で用いたもの以外にも複数の代替手段を講じ，冗長性を確保している。

No.1083

県民意見

第24回（R5/7/6）

発電所に備える各設備は，設備の健全性及び能力を確認するための試験を行えるよう設計している。発電所に設置済みの設備は，定期的に試験を行い健全性等を確認している。また，シミュレータ装置による訓練を実施している。設置中の設備
は，設置後に実機による試験を行う。一部の可搬型設備は実機による訓練を実施している。

No.457,470

県民意見

137 重大事故等対策 実際の設備・機器等を用いた訓練の実施方針について

138

緊急時対応組織 大規模自然災害時等における災害対策本部要員等の緊急参集の実現性及び参集計画の保守性について体制

第21回（R4/7/29）

村内の発電所までの主な経路は平坦で，河川と交わらず，津波の影響を受け難い標高20m以上の高さを有し，発電所に至る複数の経路を有することから，東北地
方太平洋沖地震及び津波の被害を上回る地震や津波を想定した場合でも，2時間以内に徒歩で発電所まで参集できると判断している。

藤原委員，西山委員
第12回
古田主査（H30/12/25）
No.410,1022,1027

139

緊急時対応組織 災害対策本部活動における各組織の連携について体制

第19回（R3/9/24）

災害対策本部は本部長以下の指揮統括のもと，実施組織と支援組織は調整・連携を図った上で現場作業を開始し，その状況を本部に報告して判断を仰ぐ。また支援組織は現場での実施組織の作業に対して，必要な支援を行う。

塚田委員

第12回
（H30/12/25）

140

緊急時対応組織 東日本大震災の教訓・反省を踏まえた緊急時対応組織体制の検証について体制

第21回（R4/7/29）

東北地方太平洋沖地震による発電所被災・対応状況及び福島第一原子力発電所
事故の教訓と反省を踏まえ，発電所で重大事故等が発生した際に速やかに災害対策要員を招集し，災害対策本部体制を構築して事故収束活動に当たれるよう体制を整備している。これにより当時の地震・津波を上回る事象が発生しても速やかに対応が可能と判断している。

小川委員

第12回
（H30/12/25）

緊急時対応組織 東日本大震災被災当時に，仮に非常用ディーゼル発電機が全141台停止したとした場合の対応について体制

第21回（R4/7/29）

原子炉隔離時冷却系で原子炉注水を継続し，緊急時対策室建屋のガスタービン
発電機や外部支援の電源車により制御電源等を供給する。原子炉圧力低下以降
はディーゼル消火ポンプや消防車より原子炉注水し，また，使用済燃料プールに注水を行う等の対応を図ることにより，炉心損傷及び燃料損傷の防止が可能であったと判断している。

古田主査

第12回
（H30/12/25）

142

緊急時対応組織 東海発電所又は東海第二発電所に専従の災害対策本部要員
数の考え方及び運用の柔軟性について体制

第21回（R4/7/29）

東海発電所及び東海第二発電所の災害対策本部は，同時発災時も並行して対処できるよう構成し，各発電所の専従要員はそれぞれの現場作業の内容に応じて必要な人数を確保している

西川委員

第12回
（H30/12/25）

143

緊急時対応組織 緊急時に外部機関へ確実な情報提供を行うための工夫等につ
いて
体制

第19回
（R3/9/24）

発電所から各組織への連絡方法は，迅速に情報伝達を行いつつ誤伝達を防止する観点から主にＦＡＸを用いた一斉送信（各関係機関への同時送信）としており，また相手先への送信の確実性を期すため，ＦＡＸ送信後に各機関に個別に電話で着信確認を行い，必要があれば補足等を行う。

佐藤委員

第12回
（H30/12/25）

144

緊急時対応組織 東日本大震災時の非常招集の状況並びに一斉通報システムの信頼性及び連絡がつかない場合の対応等について体制

第21回（R4/7/29）

2011年当時の地震は平日勤務時間中に発生し殆どの要員は所内に滞在。仮に地震の発生時刻が夜間・休日の場合でも，初動対応は当直運転員のみで対処可能。
多重化した一斉通報システムで要員を招集するが，仮に招集ができない場合でも，大きな地震時は要員は自発的に発電所に参集する。

西山委員
No.1022,1027

第12回（H30/12/25）

145

重大事故等対策に係る組織や体制（初動対応要員数等の見積
緊急時対応組織 もりを含む）の，東海第二発電所で想定されるあらゆる事故に体制
対しての網羅性・代表性について

第21回（R4/7/29）

発電所の体制は，様々な事故シナリオで必要な要員数を包含しており，加えて，がれき撤去や初期消火等の外乱に対応する要員も考慮している。更に，本体制で大規模な自然災害や航空機衝突等への対応も実施可能であることを確認している。

古田主査
No.807

第12回（H30/12/25）

23*＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

論

点

146 緊急時応援体制 平時からの医療機関との連携強化のための取組について

今後追加説明を行う項目

委員指摘，事務局確認，県民意見

説明予定/
実績

説明概要

第25回
（R5/10/4）

発電所近隣を含む複数の病院との汚染を伴う傷病者等の診療受け入れの契約締
結，防災訓練等で模擬傷病者の発生と医療機関への連絡・傷病者の搬送等の訓練を重ねることで，事故時の迅速な救護活動及び医療機関との円滑な連携が行えるよう対応していく。

内山委員

第12回
（H30/12/25）

委員名等
県民意見No.

ＷＴ回数等
（開催日）

147 緊急時応援体制

原子力災害対策支援拠点からの運搬手段の多様性確保及び同拠点を含めた訓練の実施について

第24回（R5/7/6）

災害発生時も発電所は7日間は所内に備蓄した資機材により対処可能であり，その間の道路の応急復旧に期待して陸路による外部支援を基本とするが，東京・つくば市内のヘリポートを活用し，ヘリコプターを用いた空路による支援策も整備している。また，支援拠点の設置・運営の訓練を実施していく。

西川委員

第5回
（H29/2/21）

148 緊急時応援体制

発電所の重大事故等の進展やその起因事象による複合災害を考慮した上での発電所外の支援拠点の活動継続性について

第24回（R5/7/6）

支援拠点候補地として，放射性物質の飛散に備えて方位・距離が異なる6地点を選定，地震・津波等の自然災害の同時発生に対する耐性を高める。不測の事態で支援拠点が継続使用困難となった場合は他の候補地に移転する等臨機応変な対応を図り，活動継続性を確保していく。

古田主査
No.783

第12回（H30/12/25）

想定外事象の考 想定外事象が発生した場合の対応方針及び体制の整備並び149
慮・対応に想定外事象も含めた教育・訓練の実施等について

150

151

想定外事象の考 手順書の想定を超える状況への対応能力向上のための取組
について
慮・対応

重大事故等対策 緊急用海水系の信頼性の評価についてリスクの定量化

152 リスクの定量化

第24回（R5/7/6）

小川委員
No.67,131,263,425,
ハード面においては原子炉冷却等の対応手段の多重性・多様性を確保することで （第24回指摘）
429,516,519,526,
冗長性を確保し，また柔軟な運用が可能な可搬型設備を複数配備する。ソフト面に 想定外事象への551,622,649
おいては，事故原因に寄らない徴候ベースの手順書の追加整備や不測の事態を想 対応に係る意思定した訓練の実施，また柔軟な要員運用を可能とすることで，各要員及び災害対策 決定プロセスにつ
小川委員
本部全体としての臨機応変な事故対処能力を高めていく。
いて

*

第11回
（H30/11/19）
第15回（R1/6/26）

佐藤委員

第24回（R5/7/6）
第12回（H30/12/25）

第9回（H30/6/18）

第24回（R5/7/6）

設備等のハード面及び要員の教育・訓練等のソフト面の両面で不測の事態を想定した事故時の対応能力向上を図ることで，手順書の想定を超える状況においても，各要員及び災害対策本部として臨機応変に対処し事故収束に対応していく。

古田主査
No.67,131,263,425,
429,516,519,526,
551,622,649

第26回（R6/2/14）

緊急用海水系（ESW）は，設計基準事故対処設備（DB）である残留熱除去系海水系（RHRS）に対して異なる電源系統や取水源とする独立性及び位置的分散を確保することで信頼性を高めている。なお，当社は自主的にポンプを多重化し，海水供給先のRHR熱交換器へは2系統いずれにも送水可能（ポンプの多重化及び2系統への送水は規制要求に無い）としており，静的機器である配管及びストレーナは設備自体の信頼性が高くリスク評価上支配的とはならないため，1系統としている。
独立性及び位置的分散を考慮していることから，RHRS（DB）と同時にESW（SA）の機能が損なわれることは考え難いが，万一，機能を喪失した場合でも可搬型代替注
水大型ポンプ等による給水が可能な設計としており更に放熱機能の信頼性を高めている。
なお，緊急用海水系のストレーナにはバスケット型ダブルストレーナ（ストレーナを2つ内包）を採用することで，万一，片方が閉塞した場合にも健全側のストレーナに切り替えることで運転を継続できる。

事務局（第15回（資料1-2 佐藤委員
No.90,92,113,136,説明時）指摘）399,485,1107,1109,
ＰＲＡの位置付け，起因事象の 47,306,314,381,422, 第9回
462,556,591,621,（H30/6/18）
選び方，ピアレ
ビュー等の妥当 651,698,760,772,
性評価，炉心損 896,948,988,1047,
傷以降の実施範 1087
囲，追加設備による改善の効果等 古田主査，佐藤委員 第15回（R1/6/26）

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24＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

153

項目分類

技術的能力

論

点

重大事故等対策などの緊急時対応に関する手順化の状況及び職員の教育・訓練計画について

説明予定/
実績

第24回
（R5/7/6）

今後追加説明を行う項目

説明概要

委員指摘，事務局確認，県民意見
委員名等
県民意見No.

*

ＷＴ回数等
（開催日）

塚田委員，古田主査
No.1022,1027,1030,
24,106,143,180,245, 第11回
手順書等に関しては，重大事故等に対応して，運転員が使用する手順書及び災 （第24回指摘）
262,274,322,376,548, （H30/11/19）
害対策本部（要員）が使用する要領を整備している。また，教育・訓練については， 重大事故等対策 614,642,676,805,
重大事故事象に係る教育及びその対応を包含した様々な訓練を計画的に実施し， に係る訓練の評 858,942,1055
価方法について緊急時対応に係る体制を整備している。
西川委員
第15回（R1/6/26）
古田主査

第24回（R5/7/6）

154 技術的能力

手順書の適用の可否に関する判断基準の明確化について

第24回（R5/7/6）

設計基準を超えた事象への対応に当たっては，各手順書ごとに移行基準を定めており，移行基準をもとに必要な手順書に移行し，対応操作を行っていく手順書体
系を構成している。

古田主査

第12回
（H30/12/25）

155 技術的能力

設備・機器等の故障や動作不良等を考慮した訓練の実施について

第24回（R5/7/6）

運転員の教育及びシミュレータ訓練にあたっては，監視計器の故障や機器の不動作等の故障を模擬して実施することを計画している。これらを想定した訓練を行うことにより，事象の判断能力や代替手段による復旧対応能力等を養成し，重大事故等発生時の運転操作の対応能力を向上させる。

佐藤委員

第12回
（H30/12/25）

156 技術的能力

協力会社等の外部の人員に関する教育や力量の評価について

第26回（R6/2/14）

発電所で働く協力会社に対しては，品質保証外部監査や品質保証計画書に基づ
き品質保証体制等の確認を行い，業務を行うにあたり必要な教育がなされ，力量があること等を確認している。

出町委員

第12回
（H30/12/25）

実効的な安全確保に係る技術伝承に関する取組について

第26回（R6/2/14）

東海第二発電所の実効的な安全確保に係る技術伝承に関する取組として，教育・研修等を通じた基礎的な知識・技能の習得，職場内訓練を通じた実践的な知識や技能等の習得を図っている。また，発電所の長期間の停止や新たな設備の増加等を踏まえて，要員の経験を補い，新たな知識・技能を習得する等の実効的なアクショ
ンプランを作成し，計画的に実施している。

西山委員，古田主査
第5回（H29/2/21）
小川委員
第11回（H30/11/19）
No.973,1067,1162

要員の技術的能力確保のための対策について

第24回（R5/7/6）

発電所の要員の教育訓練は，基本的な教育，専門的な教育，要素訓練及び発電所総合訓練を計画的に段階的に行い，要員の必要な力量の維持及び向上が図られていることを確認する。必要な力量を満たさない場合や，訓練結果で十分な有効性が確認できない場合は，再教育や訓練頻度を増して，必要な力量・有効性を確保する。

No.24,106,143,180,
245,262,274,322,376,
県民意見
548,614,642,676,805,
858,942,1055

人材確保に関する取組・工夫について

第26回（R6/2/14）

原子力発電所の安全確保及び安全性向上対策の着実な実施等を目的に，当社は新たな人材を着実に採用していく。人材確保の基本方針は新卒技術系を中心に一定規模の採用を図るとともに，取組・工夫は学校訪問の強化，企業説明会等への積極的な出展・参加等を図っており，これまでと同様に誇りと情熱をもって果敢にチャレンジする人材を採用してきている。
当社社員数は，近年約1,200名程度で推移しており，新規の社員採用数は毎年50名程度を確保している。

No.36,351,424,1076

県民意見

ヒューマンファク 安全確保活動におけるヒューマンファクターの考慮についてター

第26回（R6/2/14）

東海第二発電所では，プラントの運転操作，メンテナンス作業等において，誤操作
及びヒューマンエラーの発生を防止するための設備面の対策を図ると共に，人的・組織面においては，安全文化育成・維持活動を継続し，また，パフォーマンス改善プ
ログラム及びCAP活動等を通じて，ヒューマンエラー発生防止及び再発防止のための各種取組を行ってきている。（CAP：Corrective Action Program）

No.63,386,403,730,
928,604,766

県民意見

157 技術的能力

158 技術的能力

159 技術的能力

160

161 テロ対策

サイバーテロへの対応策について

出町委員，古田主査
第11回（H30/11/19）
No.73,126,309,
第12回（H30/12/25）
387,782

162 テロ対策

様々な経路を想定した人の不法な侵入等の防止策について

佐藤委員

25

現地調査
（H30/9/10）＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

163 テロ対策

論

点

説明予定/
実績

今後追加説明を行う項目

説明概要

委員指摘，事務局確認，県民意見
委員名等
県民意見No.

*

ＷＴ回数等
（開催日）

No.117,308,327,329,
450,482,566,751,
県民意見
776,819,1090,953

テロ対策における想定と対策について

No.271,396,729,913,
312,322,481,515,
県民意見
816,817,1066,1091,
534

テロ対策
164 ミサイルへの対 ミサイル攻撃等への対応について
応

165 高経年化対策

長期停止状態が継続する場合の劣化状況評価については，断続的に運転が継続
長期間停止状態が継続する場合の劣化状況評価の結果につ第17回されている条件として評価した劣化評価書をベースに，長期停止中の設備の運転いて（現状の長期停止による影響及び保守管理の実績を含む） （R2/10/21） 状態の変化（環境変化を含む）を考慮して部位・経年劣化事象の抽出を行い，長期停止による影響を考慮した評価が行われていることを確認した。

西山委員，古田主査
第7回（H29/12/26）
No.75,377,675,899,
第14回（R1/5/30）
942,1162,1193

166 高経年化対策

３０年目高経年化技術評価（以降，「３０年目技術評価」という）以降に発生したトラ
特別点検，劣化状況評価及び長期保守管理方針策定におけ
ブル等とその対策について，劣化状況評価に反映し，今後の保全計画に基づき保る，東海第二発電所での過去のトラブル，東日本大震災による第17回
守を実施することとした。
影響及び震災以降県内で頻発する地震による影響等の考慮に （R2/10/21）
東北地方太平洋沖地震による地震・津波の影響を踏まえ，震災による通常環境かついてらの乖離で進展が考えられる事象を検討し，各施設の評価，点検及び補修・取替の実施により健全性を確認している。

古田主査

167 高経年化対策

接近ができず，直接の目視点検等が不可能な部位に対する健全性の確認方法及び判断基準等について

直接目視試験を行った原子炉格納容器において，干渉物等により点検が困難な部位については，その周辺の塗膜等の状況から健全性の確認を実施した。判定基
準としては，「原子炉格納容器の構造健全性または気密性に影響を与える恐れの第17回
ある塗膜の劣化や腐食がないことを確認する」と設定し点検を行った。
（R2/10/21）
遠隔試験装置を用いて目視試験を行った原子炉圧力容器においては，点検対象
部位や形状に合わせた試験装置を適用したことにより点検が不可能な部位はな
かった。

古田主査
第7回（H29/12/26）
No.282,824,836,1011 第13 回（H31/3/12）

168 高経年化対策

検査結果等の客観的な信頼性の確保について（第三者における評価・検討等を含む）

特別点検の実施にあたっては，民間規格に基づく点検方法の適用，日本工業規格等で定めた資格を有する試験員を適用することで客観的な信頼性を確保している。一部民間規格を準用した点検については，第三者である電力中央研究所により第17回
点検方法の妥当性を確認しており，客観的な信頼性を確保している。
（R2/10/21）
また，運転期間延長認可申請に伴う原子力規制委員会の審査においては，点検方法，点検結果等について，有識者による点検記録の詳細な確認，現地調査を経て審査会合に諮り，客観的に妥当性が確認されている。

西川委員

第7回
（H29/12/26）

169 高経年化対策

特別点検の結果における「有意な欠陥」の定義の明確化について

第17回
特別点検の結果における「有意な欠陥」の定義は，各点検部位・点検項目の特徴（R2/10/21） に応じて適用される規程・指針等に基づき，それぞれ設定している。

西山委員

第13回
（H31/3/12）

170 高経年化対策

劣化状況評価における運転時の異常な過渡変化及び事故に関する考慮について

劣化状況評価における低サイクル疲労評価では，運転時の異常な過渡変化等を考慮した評価とするため，これまでの運転経験より通常の発電所の起動・停止によ
第17回
る過渡に加え，トラブル事象等による過渡についても実績過渡回数の中でカウント（R2/10/21） している。
また運転開始後60年までの推定過渡回数については，前述の実績過渡回数をもとに余裕を考慮した回数を設定している。

事務局

第7回
（H29/12/26）

171 高経年化対策

中央制御室空調換気系ダクトの腐食を踏まえた対応について

他プラント及び東海第二発電所で発生した中央制御室空調換気系ダクト他の腐食
第17回
事象を踏まえて，ダクト点検頻度の見直し，点検口の追加，速やかな補修対応等の（R2/10/21）
是正処置を図っている。

西山委員

第11回
（H30/11/19）

26

第13回
（H31/3/12）＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

172 高経年化対策論

点

東海第二発電所において過去に発生したトラブル事象と高経年化との関連について

173 高経年化対策

原子炉圧力容器等の劣化状況評価及びその保守性並びに評価を踏まえた運用等に関する詳細かつ丁寧な説明について

174 高経年化対策

監視試験の代表性及び保守性について

175 高経年化対策

176 高経年化対策

177 高経年化対策

178 高経年化対策

説明予定/
実績

今後追加説明を行う項目

説明概要

経年劣化を起因としたトラブル情報等及び計画外停止件数の推移からは，供用期間の長期化（高経年化）によるトラブル事象等の増加傾向はなく，計画外停止件数
第17回の間に有意な相関も認められない。
（R2/10/21）
設備取替による長期停止の事例はあるが，発電所供用期間の長期化に伴い発電
電力量・設備利用率が低下する明確な傾向は認められない。

委員指摘，事務局確認，県民意見
委員名等
県民意見No.

古田主査
No.402,821,1206

*

ＷＴ回数等
（開催日）

第6回
（H29/8/22）

■第17回
出町委員
原子炉圧力容器については，高経年化技術評価上着目すべき劣化事象である
No.252,342,353,406, 第13回
「中性子照射脆化」が懸念される。
753,837,929,930,968, （H31/3/12）
第17回
そのため，監視試験片による試験結果のみならず中性子照射量が高い箇所の圧
991,1183（R2/10/21） 力容器母材及び溶接金属について60年時点を想定した劣化評価を行い，最も評価（第23回指摘）
第23回
結果が厳しい部位の最低使用温度が十分管理可能であることを確認した。
監視試験結果等（R5/3/29） ■第23回
原子炉圧力容器の中性子照射脆化の評価において，評価部位の選定から予測 に基づく原子炉圧 ①出町委員，①第17回（R2/10/21）
西山委員
式の適用，最低使用温度の評価等について整理し，各評価が種々の保守性を有し 力容器胴の最低②第23回（R5/3/29）
使用温度の設定②西山委員ていることを確認した。
に係る全体フロー及び評価部位の■第17回
選定等の各評価
第13回
監視試験片は原子炉圧力容器胴の胴板及び溶接金属と同じものを適用してい西山委員（H31/3/12）
る。監視試験の結果に加えて，試験結果を包含するような保守性を有する国内脆化 条件における保
第17回
守性の考え方
（R2/10/21） 予測法を用いて，材料成分の異なる各部位ごとに評価を実施している。
■第23回
第23回
５回目の監視試験の方法について，再生の対象とする監視試験片，対象部位及（R5/3/29）①西山委員①第17回（R2/10/21）
びその考え方と関係する国内外の知見を整理し，監視試験について母材で代表で②西山委員②第23回（R5/3/29）
きることを確認した。

５回目の監視試験を行う場合の対応方針について■第17回
東海第二発電所では，建設時に装荷した監視試験片４カプセルについて適切に評価を行っている。
（第23回指摘）
第13回
今後， ５０年目高経年化技術評価の実施に当たり，５回目の監視試験として再生 第５回の監視試 西山委員
第17回
監視試験片の母材における評価で代表できるものと判断しており，保守管理に関す 験の対象部位を No.500,834,925,1184 （H31/3/12）（R2/10/21）
る方針に基づいて今後の原子炉の運転サイクル・中性子照射量を勘案して実施す 母材のみとするこ
第23回との妥当性に関る計画としている。
（R5/3/29）
する詳細かつ丁■第23回
５回目の監視試験の方法について，再生の対象とする監視試験片，対象部位及 寧な説明
①西山委員
①第17回（R2/10/21）
びその考え方と関係する国内外の知見を整理し，監視試験について母材で代表で②西山委員②第23回（R5/3/29）
きることを確認した。

フェライト量の具体的な算出方法及びその根拠・保守性について２相ステンレス鋼の脆化に関して，フェライト量の算出は，製造時の材料成分を用いて，「Standard Practice for Steel Casting, Austenitic Alloy, Estimating Ferrite
Content Thereof (ASTMA800/A800M-14)」に示される線図より決定した。フェライト
第17回量の算出結果の最大値は，仕切弁：原子炉再循環ポンプ入口弁（F023A）の弁箱が（R2/10/21）
最大（約２４．３％）であった。
評価においては，フェライトが量が多くなるような化学成分の取り扱いや，靭性値係数の下限値を用いる扱いにより，保守性を確保している。

シュラウドサポート溶接部のひび割れ及び運転開始後60年時
点における経年劣化状況を踏まえた耐震評価及びその保守性について

止水シート等経年劣化が見込まれる部位の耐用年数及び交換
等メンテナンスの方法について

第22回（R4/11/1）

西山委員

西山委員
（第22回指摘）
運転開始後60 年 No.256,464,800,
シュラウドサポート溶接部のひび割れの耐震評価について，「解析モデル」，「地震 時点における原 835,1038
荷重」及び「評価における安全率」のそれぞれに裕度を持たせた評価を行っており， 子炉内構造物の評価結果には十分な保守性があると考える。
耐震安全性評価で想定した亀裂 西山委員の設定の考え方第17回
止水ジョイントの耐候性試験結果から耐用年数を15年と設定したことから，交換頻（R2/10/21） 度は15年に1回を基本とする。しかし，定期的に目視により点検を実施する。

27

事務局

第13回
（H31/3/12）

第13回（H31/3/12）

第22回（R4/11/1）

第10回（H30/8/6）＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

論

点

説明予定/
実績

今後追加説明を行う項目

説明概要

委員指摘，事務局確認，県民意見
委員名等
県民意見No.

*

ＷＴ回数等
（開催日）

179 高経年化対策

使用済燃料乾式貯蔵施設に係る経年劣化評価について

使用済燃料乾式貯蔵容器の高経年化技術評価について，金属材料やガスケット
第17回等に対して，想定される腐食や密封性低下等の経年劣化事象を設定した評価を行（R2/10/21） い，適切な保全を行うことで供用期間中に経年劣化による問題が生じることがない
ことを確認している。

西山委員

第13回
（H31/3/12）

180 高経年化対策

排気筒等の基礎ボルトの減肉を仮定した耐震安全性評価を行う構築物，系統及び機器に関する動的な評価について

第22回（R4/11/1）

主排気筒等の機器付基礎ボルトの減肉に係る耐震安全性評価は，動的解析を含めて工事計画認可申請と同様の解析手法を用いており，基礎ボルトの減肉の影響
は，基礎ボルトの応力計算において考慮している。

佐藤委員

第14回
（R1/5/30）

181 高経年化対策

排気筒等の経年劣化を考慮した耐震安全性評価における評価
条件の裕度について

第22回（R4/11/1）

排気筒基礎ボルトについて，地震時の発生応力がボルトの許容応力を上回るボ
ルト呼び径を算出し，腐食量に対して10倍以上の裕度があることを確認した。

佐藤委員

第14回
（R1/5/30）

182 高経年化対策

コンクリートコア採取場所の選定の保守性及びばらつきについて強度用コアの採取場所の選定については，熱，中性化，塩分浸透などの劣化要因の影響が大きい場所を選定し，保守的な技術評価を行っている。なお，コア採取
第17回
部位は健全であり，損傷や欠陥がない状態を確認している。
（R2/10/21）
コア採取による強度確認は，採取や整形において損傷が生じやすく，物性値にばらつきが生じる可能性があるため，コア供試体を３個程度採取して圧縮強度試験を実施し，その平均を評価することが望ましいとされている。

西川委員

第14回
（R1/5/30）

183 高経年化対策

コンクリート構造物の中性化深さに係る評価の妥当性について

特別点検にて確認した中性化深さは，最も進行したタービン建屋外壁（屋内面）で
第17回
39.6mm （特別点検実施時（平成29年10月） ）となっており，閾値（60mm）に達してい（R2/10/21） ない。また，運転開始後60年経過時点の中性化深さの推定値（50mm）も閾値に達し
ていない。

西川委員

第14回
（R1/5/30）

184 高経年化対策

電気・計装設備や電気ペネトレーションの加速劣化試験に係る実機サンプルによる知見を踏まえた試験方法等の保守性の確
認について

電気ケーブルの劣化状況評価にあたっては，同等の新製ケーブルを用いた環境
第17回
試験（加速劣化）結果をもとに高経年化評価を行っている。 また，実機ケーブルを（R2/10/21） 用いた環境試験（加速劣化）等を行い，60年の通常運転期間，事故時蒸気曝露試
験において絶縁性能を維持できることを確認している。

西山委員
No.5,94,198,796,
838,938,958

第14回（R1/5/30）

185 高経年化対策

シュラウドサポートのひび割れを踏まえたこれまでの対応及び今後の管理方針について

第22回（R4/11/1）

西山委員（第22回指摘）
2005年にシュラウドサポートの溶接部にひび割れが確認されて以降，継続的に
第14回
No.256,464,800,
シュラウドサポートの検査を実施し，また，ひびの進展の予測評価を行い，60年運 シュラウドサポー（R1/5/30）
835,1038
トにおける残留応
転時点でもシュラウドサポートの健全性に問題ないことを確認している。
今後も当該部の点検を継続し，仮に予測を上回るようなひびの進展が見られた場 力低減対策の詳
細合には，シュラウドサポートの構造強度の再評価を行い，健全性を確認する。
西山委員，出町委員 第22回（R4/11/1）

186 高経年化対策

新規制基準に基づく基準地震動Ss策定に伴うシュラウドサポー
トの耐震安全性評価上の裕度の変化について

第22回（R4/11/1）

新規制基準を踏まえた高経年化技術評価時の基準地震動Ssは全ての地震時荷重が大きく増加したことから，第24回定検時の構造安全性評価と比べて，極限解析の裕度は第24回定検の7.239から今回の2.356と小さくなったが，裕度は2倍以上を有しており耐震安全上の問題にならないことを確認した。

西山委員

第14回
（R1/5/30）

187 高経年化対策

電気ペネトレーションの劣化状況評価における気密試験の具体的な結果について

電気ペネトレーションの長期健全性評価試験（気密試験）は，米国規格（IEEE）等
第17回に基づき，熱及び放射線で加速劣化させた後に事故時雰囲気環境に暴露した試験（R2/10/21）
モジュールを真空引きし，ガスリーク量が判定基準内であることを確認している。

出町委員

第14回
（R1/5/30）

188 高経年化対策

耐震安全上考慮する必要のある経年劣化事象抽出の際の振動応答特性上「軽微若しくは無視」できるか否かの具体的な判
断基準・判断方法について

第22回（R4/11/1）

耐震安全上考慮する必要のある経年劣化事象抽出の際の振動応答特性上「軽微若しくは無視」できるか否かの判断基準・判断方法は，経年劣化事象の進行による影響が剛性のある部位に対し十分小さい等を考慮し，耐震安全上『軽微若しくは無視』すると評価した。

西川委員

第14回
（R1/5/30）

28＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

説明予定/
実績

説明概要

運転開始後60年時点における経年劣化状況を踏まえた耐震評
価及びその保守性について

第22回（R4/11/1）

経年劣化状況を踏まえた耐震評価として，経年劣化の影響が無視できない事象として，低サイクル疲労，中性子照射脆化，照射誘起型応力腐食割れ，熱時効，応力
腐食割れ，腐食（全面腐食）及び腐食（流れ加速型腐食）を抽出し，それぞれ耐震評
価を行い，運転開始後60年時点でも健全性を確保していることを確認している。
各耐震評価の保守性として，運転サイクル中の原子炉スクラム等で生じる疲労回数を実績の1.5倍見込む，各設備に与える地震加速度を評価値の1.5倍する，等の保守性を確保した評価を行っている。

190 高経年化対策

延長運転終了後の健全性確保の考え方について

東海第二発電所の延長運転終了後は，廃止措置段階に移行する。運転停止以降の発電所施設の健全性確保については，東海第二発電所の廃止措置実施方針に
第17回
基づき，発電所外の公衆被ばく等の抑制を目的として，使用済燃料プールの冷却（R2/10/21） 等の必要な機能の維持管理を行う。当該機能に係る設備・機器の経年劣化等に関しては，各設備の保全計画を策定し，適切な頻度で点検及び補修を実施していくことで，延長運転終了後も発電所の安全性を確保することが可能となる。

191 高経年化対策

配管に係る高経年化対策及び経年劣化を考慮した耐震評価の網羅性，保守性について

第22回（R4/11/1）

No

項目分類

189 高経年化対策論

点

今後追加説明を行う項目

委員指摘，事務局確認，県民意見
委員名等
県民意見No.

ＷＴ回数等
（開催日）

No.279,924

県民意見

No.1099

県民意見

No.1064,1132,
1140,1181

県民意見

実際に敷設されている電気ケーブル等に係る現状の劣化等の高経年化対策 状況（敷設作業時に生じたものを含む）及び高経年化に係る評
192（電気ケーブル） 価上の考慮について

東海第二発電所の電気ケーブル等は，熱及び放射線を与えた試験に基づき経年劣化評価を行い，60年間の運転及びその後の事故を経験しても，絶縁性能を維持できることを確認している。電気ケーブル等は，定期的な点検を通じて健全性を確第17回認しており，これまで絶縁特性低下事象は確認されていない。
（R2/10/21）
なお，電気ケーブルを敷設する際に，一部のケーブルで被覆材等に損傷が生じた事例があるが，損傷程度に応じて取替又は補修を行っており，以降の経年劣化を考慮しても絶縁低下等の影響はない。

No.62,115,147,173,
199,233,374,626,
682,794,839,840,
841,879,1062,1077,
1185

県民意見

高経年化対策（燃料 燃料有効長頂部位置データの不整合に伴う圧力容器の中性子有効長頂部位置デー
タの不整合の影響） 照射脆化に係る監視試験の代表性への影響について

中性子照射脆化を評価するにあたり，監視試験片の中性子束は監視試験片の放射化量実測値に基づき評価しているとともに，原子炉圧力容器胴の中性子照射量
第17回
評価には燃料有効長頂部位置データを用いておらず，また，保守的に照射領域（1.0（R2/10/21）
×1021 n/m2を超える範囲）内の最大値を適用しているため，燃料有効長頂部位
置データの不整合に伴う評価結果への影響はない。

西山委員

第9回
（H30/6/18）

193

194 安全対策全般

安全機能の定義，分類及び防護対象施設（内部事象，外部事象）との関係並びに多重性・多様性，独立性の確保について

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

第26回（R6/2/14）

配管（溶接部を含む）に係る耐震安全上考慮すべき経年劣化事象として，配管の疲労割れ及び流れ加速型腐食を抽出し，経年影響及び地震影響に保守性を考慮した耐震評価を行い，耐震安全性に問題のないことを確認している。

発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要である3つの基本的な機能として「止める」「冷やす」「閉じ込める」があり，その機能を直接担う系統は，重要度が特に高い安全機能を有するものとして，多重性又は多様性及び独立性を持たせ，その機能が確実に達成できるよう設計している。

佐藤委員，出町委員
第7回（H29/12/26）
No.80,575,869,870,
第10回（H30/8/6）
1207,1208
佐藤委員

29

*

第5回
（H29/2/21）＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

論

点

196 安全対策全般

安全対策における深層防護の考慮について

197 安全対策全般

説明予定/
実績

説明概要

今後追加説明を行う項目

第26回（R6/2/14）〇原子力発電所における安全の目的は「人と環境を放射線リスクから防護すること」であり，深層防護の考え方※に基づき，環境中への大量の放射性物質の放出を防止するための多重的・多層的な安全対策を講じている。
※ある目標を持ったいくつかの障壁を設定し，各々の障壁が独立して機能することにより，安全に対する高度の信頼性ないし確実性を確保する考え方〇運転中における機器故障や運転員の誤操作の可能性を考慮した上で，以下の障壁を設けている。
・異常の発生防止
安全機能に係る異常・故障の発生を防止する
・異常の拡大防止
異常や故障が生じたとしても，異常を早期に検知し，異常が拡大しないうちに原子炉の停止等の必要な措置を講じて，事故への拡大を防止する（燃料の損傷防止）
・事故の影響緩和
原子炉冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）など設計基準において想定する事故（設計基準事故）に対して，著しい炉心損傷の発生及び周辺環境への放射性物質の放出を防止する。
・重大事故等への対処
想定を超える事故によって，前段までで整備した安全機能の一部が喪失した場合に対しても，著しい炉心損傷の発生及び周辺環境への放射性物質の放出を防止す
る
また，著しい炉心損傷が発生した場合においても，格納容器の健全性を維持し，大規模な放射性物質の放出を防止する委員指摘，事務局確認，県民意見
委員名等
県民意見No.

ＷＴ回数等
（開催日）

No.82,759

県民意見

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

No.950,1080

県民意見

198 安全対策全般

原子炉停止系統の信頼性について

No.1024,1152

県民意見

199 安全対策全般

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No.388,779,
1190,1167

県民意見

200 安全対策全般

安全対策工事において設計時の仕様や思想を確実に反映させるための方策及び検査の実施方針について

県民意見

201 放射線防護

重大事故等対策における作業員の放射線防護対策並びに緊急作業に係る要員の確保等の考え方と対策の成立性との関係
について

*

第26回
（R6/2/14）

安全対策工事は，原子力規制委員会による審査を通じて妥当と認められた基本設計及び詳細設計をもとに，社内の品質マネジメントシステムに基づき，施工，検査等について品質管理に係る一連の対応を実施していくことで，設計時の仕様や思想を実際の工事に適切に反映していくことができる。

No.25,209,595,
1008,1012

第25回（R5/10/4）

・原子力緊急事態又はそれに至るおそれが高い場合，特例緊急被ばく限度を250mSvと定める。
・特例緊急作業に従事する作業員は，必要な技能・知識を有し，従事するために必要な緊急作業特別教育を受け，書面で申し出た者に限られる。
・特例緊急被ばく限度は，「破滅的な状況の回避」に限り適用されるとの考え方について，反復教育を実施している。
・屋外で作業に従事する作業員は，作業環境に応じた放射線防護具を着用し，作業を実施する。
・作業に当たっては，電子式個人線量計を着用することにより，外部被ばく線量を適切に管理するとともに，特例緊急被ばく限度を超えないように管理する。
・放水砲による対応は，格納容器の破損による放射性物質の放出前の早い段階
で，準備に着手する手順としている。
・重大事故等発生時における災害対策本部の体制に，放水砲の設置に係る要員を配置しており，格納容器ベントを実施する前までに放水砲の設置は完了できる。

塚田委員，内山委員
第4回（H28/8/3）
No.144,238,344,
第5回（H29/2/21）
509,114330＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

202 放射線防護

203 放射線防護論点

長期保守管理や特別な保全等，追加的に行う保守管理に伴う作業員の被ばく量等に関する評価について

重大事故等対策における屋外作業員の内部被ばくの管理について

今後追加説明を
行う項目

説明概要

第25回
（R5/10/4）

・施設定期検査時等における放射線業務従事者の被ばく線量は，工事規模に依存するが，経年による被ばく線量の上昇の傾向はなく，個人の被ばく線量は低下傾向にある。
・運転期間延長認可申請において，生体遮蔽装置等のコンクリート構造物に劣化状況について，特別点検や劣化評価を実施し問題ないことを確認していることも踏まえ，放射線作業環境に大きな変化はないと考えられる。
・運転期間延長に伴う保守管理等の作業員においても，放射線業務従事者として法令に定められる線量限度を超えないように被ばく管理を行う。
・運転期間延長に伴い追加的に行う保守管理により，作業量（管理区域立入時間）が増加することで，総被ばく線量の増加が予想されるが，従前どおり被ばく管理を実施し，ALARAの原則に従い被ばく線量低減に取組んでいく。

塚田委員

第6回
（H29/8/22）

第25回（R5/10/4）

重大事故等対策における特例緊急作業に従事する災害対策要員の内部被ばくによる線量の評価は，電離放射線障害防止規則（以下，「電離則」という。）に従い，定期的及び必要に応じて，ホールボディカウンタ（以下，「WBC」という。）による測定等を行うこととしている。
WBCによる測定は１月以内ごとに実施し，発電所内のWBCが使用可能であればそれを使用するが，使用不能の場合は，発電所外にて測定を行う。WBCによる測定・評価ができない場合は，作業場所の放射線環境データを用いて計算により算出する。なお，WBCを原子力事業者間で融通する協定を締結済みである。
内部被ばくによる線量を含む実効線量について，１月ごと，１年ごと及び５年ごとの合計を算定，記録する。

塚田委員

第11回
（H30/11/19）

西川委員，古田主査

第6回（H29/8/22）

No.14,101,193,
1197,1209

県民意見

No.804,1176

県民意見

東北地方太平沖地震後に，すべての構造物を対象に目視点検を実施した結果，
Ｓクラス等の構造物には地震に起因する特徴的なひび割れは認められなかった。また，定期的な目視点検結果からも，コンクリート構造物のひび割れの増加等は確認
東日本大震災及び震災以降県内で頻発する地震によるひび割
されていない。
東日本大震災の れの増加等の有無及びそれによる剛性低下や機能等への影
第17回
204
これらの点検結果より，建屋の剛性低下や機能等への影響はないと判断してい響の有無について（ひび割れを補修する基準及び補修実績に影響（R2/10/21）
る。
関する説明を含む）
また，点検マニュアルでは，ひび割れを補修する基準を定め，補修を行うことになっているが，当該地震以降に剛性低下や機能に影響を及ぼすひび割れの補修実
績はない。
205

東日本大震災の 東日本大震災及びその後のプラント状態を踏まえた施設・設備の健全性への影響について影響

206 点検・保修

東海第二発電所における点検・保修に対する考え方及び実施
方針，並びに点検・保修に係る厳格な品質管理のためのマニュ
アル上の工夫及び今後の取組等について委員指摘，事務局確認，県民意見

説明予定/
実績

東日本大震災において，一部の施設・設備に対し地震及び津波による影響はあっ
第17回
たものの，発電所の安全性に問題がないことを確認した。また，プラント停止後にお（R2/10/21）
いても定期的に点検を行い，施設・設備の健全性を確認している。

第26回（R6/2/14）

発電所設備の点検・保修等にあたっては，社内の品質マネジメントシステムに基づき保全計画を定め実施していくことで，設備の健全性確保が可能。また保全の計
画，実施，結果の評価，不適合管理等のPDCAを回す活動を通じて，設備の点検内
容の信頼性を高め，また点検マニュアルの改善事項等も漏れなく迅速に反映していく仕組みを構築している。

委員名等
県民意見No.

ＷＴ回数等
（開催日）

207

情報発信の在り 発電所の安全対策等に関する住民への情報発信について
方

塚田委員

現地調査
（H30/9/10）

208

情報発信の在り 平時からの情報公開を通じたリスクコミュニケーションについて
方

No.768,806,908

県民意見

各種安全評価，特別点検等の点検範囲，各種規定類などに対燃料有効長頂部位 する本件の影響の確認の結果（これまで本ワーキングチームに
209 置データの不整合 おいて説明した事項を含む。）並びにそれを踏まえた対応の検
に伴う影響
討結果
燃料有効長頂部位

210 置データの不整合 燃料有効長頂部位置の適正化前後の線量率評価点について
に伴う影響

第26回
（R6/2/14）

燃料有効頂部位置データ不整合による影響の確認として，関係する図面，手順書，安全審査資料，特別点検の試験範囲等を確認し，図書，手順書の改定，有効性評価の再評価を含む安全審査資料の修正，特別点検の超音波探傷試験の再試
験等を実施した。

古田主査

第8回（H30/1/24）

第26回（R6/2/14）

運転停止中の有効性評価における線量率評価点として，線源から最も近くで行われる作業を考慮して，原子炉建屋原子炉棟6階床付近としている。燃料有効長頂部
位置データの適正化前後においてもこの考え方に変更はなく，線量率評価点の設定位置に変更は生じない。

出町委員

第9回
（H30/6/18）

31*＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

*

説明概要

燃料有効長頂部位 燃料有効長頂部位置データの不整合に伴う影響（原子炉水位
211 置データの不整合 計の校正位置，特別点検の実施範囲，TAF到達までの時間余に伴う影響
裕等）について第26回（R6/2/14）

原子炉水位計の校正データ不整合による影響程度はわずかであり，特別点検の
原子炉圧力容器の超音波探傷試験は追加点検で余裕ある範囲まで再試験を実施
し，また，運転停止中の有効性評価の解析結果への影響は小さく，対策の有効性に影響がないことを確認している。

内山委員，出町委員

212 品質保証

燃料有効長頂部位置データの不整合を踏まえた設計や手順等の個別の変更管理及びＱＭＳ全体の変更管理の観点を含めた今後のＱＭＳの具体的な改善策について

第26回（R6/2/14）

燃料有効長頂部位置データの不整合を踏まえた背後要因・根本原因の分析結果に基づき，再発防止の仕組みとして，要求事項と根拠の確認，検証や妥当性の確認の実施，使用すべき図面及びその扱いについて社内規程に定め，実施している。

佐藤委員，古田主査 第8回（H30/1/24）
No.1145
第9回（H30/6/18）

213 品質保証

社内で使用する単位の統一・標準化について

214 品質保証

記載内容の不備のチェック体制に関する安全文化の観点からの見直しについて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

216 安全文化

協力会社等も含めたモチベーションや安全意識の向上及び使命感の醸成等の取組について（外部機関による評価等の活用
も含む）

項目分類

論

点

第26回
（R6/2/14）

第26回（R6/2/14）

今後追加説明を行う項目

委員指摘，事務局確認，県民意見

説明予定/
実績

No

燃料有効長頂部位置データの不整合に係る根本原因分析において抽出された根本原因に対して，安全文化の視点からの要因を検討し，再発防止に係る是正措置を行った。

発電所員のみならず，発電所で働く協力会社社員への安全文化の育成と維持に関する説明会を定期的に実施し，安全文化を啓蒙する活動を継続している。

委員名等
県民意見No.

ＷＴ回数等
（開催日）
第9回
（H30/6/18）

内山委員，佐藤委員

第9回（H30/6/18）

小川委員

第9回
（H30/6/18）

No.764,974

県民意見

西山委員，小川委員 第12回
No.808（H30/12/25）

・新規制基準の背景・位置付け並びに安全目標，立地評価及新規制基準の背 びオフサイトの緊急時対応等に関する原子力安全規制上の考
217
景・考え方
え方についてNo.109,129,166,398,
433,452,453,568,
632,715,733,743,
県民意見
823,863,865,867,
1081,1148

218

新規制基準における規制要求の趣旨並びに重大事故等対策
新規制基準の背 の有効性評価に関する判断基準の考え方について（格納容器
破損防止対策の有効性評価においてCs-137の放出量が景・考え方
100TBqを下回っていることを確認することの考え方等）

No.114,150,441,728,
県民意見
771,1026,1088,1166

219

新規制基準の背 新規制基準におけるテロ対策の要求について
景・考え方

No.874,972

県民意見

220

新規制基準の背 審査や検査等一連の許認可手続における主な確認事項につ
いて
景・考え方

No.1043

県民意見

221

新規制基準の背 組織や人に対する原子力安全規制の考え方について
景・考え方

No.1095,1097

県民意見

222

新規制基準の背 最新知見等を踏まえた新規制基準の見直し及びバックフィット
制度について景・考え方

No.1094

県民意見

223

第三者機関の評 規制の枠組みに対する第三者機関の評価について
価

No.311,395,411,
472,1042

県民意見

224

事故発生時の国 重大事故等対策における国の役割についての関わり

No.738

県民意見

越村委員

第15回
（R1/6/26）

津波対策（敷地に225 遡上する津波）

防潮堤を越えて敷地に遡上する津波の敷地内滞留時間等及び敷地内作業の成立性について

第21回（R4/7/29）

可搬型設備は，敷地に遡上する津波が到達しない箇所で保管し，原子炉への注水等の必要な活動をすることが可能となっている。
防潮堤の内側に浸水した津波は，構内排水路及び防潮堤に設置するフラップ
ゲートから排水することができ，原子炉建屋周りの浸水を4時間未満で排水可能

32＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応

No

項目分類

論

点

226 自然災害対策

事前予測できず竜巻が襲来した場合も含めた竜巻対策の成立
性や時間的余裕等について

227 高経年化対策

228 津波対策

229 人為事象対策

説明予定/
実績

説明概要

今後追加説明を行う項目

第26回（R6/2/14）

竜巻襲来の事前予測に関しては，近年，国内で発生した日本版改良藤田スケー
ル1以上の竜巻について，すべての竜巻の発生より以前に注意報等が発表されていることを確認した。これより，竜巻襲来の事前予測の信頼性は高いと判断した。
また，準備体制が間に合わない状態で竜巻が襲来した場合でも，重要設備は原
子炉建屋内等の鉄筋コンクリート躯体等に囲まれた内部に離隔等を講じて設置しており，想定を上回る竜巻の被害でプラントの安全性が脅かされる可能性は低いと判断。万一，既存の設計基準事故対処施設の機能が失われた場合は，新設した重大事故等対処設備を活用し，原子炉等の安全を確保可能

委員指摘，事務局確認，県民意見
委員名等
県民意見No.

ＷＴ回数等
（開催日）

古田主査，西山委員

第16回（R2/2/7）

原子炉施設に対する従来の検査内容と，新規制基準等を踏まえた今後の検査内容との違いについて

西山委員

第17回
（R2/10/21）

産業技術総合研究所の研究チームが発表した房総半島沖の巨大地震による津波に係る新知見の東海第二発電所への影
響について

越村委員

第19回
（R3/9/24）

古田主査

第21回
（R4/7/29）

有毒ガス防護の詳細について

第26回（R6/2/14）

・平成29年4月5日に，原子力規制委員会にて規制改正が行われ，敷地内外において貯蔵又輸送されている有毒化学物質から有毒ガスが発生した場合に，必要な地点にとどまり対処する要員の事故対処能力を確保する目的で，有毒ガス対応に必要な手順の整備や，要員の呼気中の有毒ガス濃度が防護判断基準値を超えるような場合に，検出装置や警報装置を設置することが求められた。
・原子力規制委員会にて制定された「有毒ガス防護に係る影響評価ガイド」に基づき，固定源※１及び可動源※２の調査や防護判断基準値の設定を行い，防護判断基準値を超えているか否かを確認するためのスクリーニング評価※３を実施し，対象発生源※４を特定した上で影響評価と必要な対策を行う。
・調査した結果，スクリーニング評価対象として特定した東海第二発電所の敷地内外の固定源に対して，スクリーニング評価の結果より，有毒ガス防護判断基準値に対する割合の和が1より小さいことから，固定源に対する防護対策は不要であることを確認した。
・スクリーニング評価対象として特定した可動源に対しては，スクリーニング評価を行わず対策をとることとした。対策として，発電所入構から薬品タンクへの受入完了までの体制・手順の整備による防護措置を実施することで運転員等の対処能力が損なわれるおそれがないことを確認した。
・予期せず発生する有毒ガスに関する対策として，自給式呼吸用保護具及び予備の酸素ボンベを配備し，通信連絡体制及び酸素ボンベの供給のバックアップ体制を整備することとした。

*※1 敷地内外において貯蔵施設（例えば，貯蔵タンク，配管ライン等）に保管されている，有毒ガスを発生させるおそれのある有毒化学物質をいう。
※2 敷地内において輸送手段（例えば，タンクローリー等）の輸送容器に保管されている，有毒ガスを発生させるおそれのある有毒化学物質をいう。
※3 対象発生源を特定するために行う，原子炉制御室等の運転員の吸気中の有毒ガス濃度の評価（防護措置を考慮しない）※4 有毒ガス防護対象者の吸気中の有毒ガス濃度の評価値が，有毒ガス防護判断基準値を超
える発生源

33

＊委員指摘事項等及び県民意見の内容は第15回ワーキングチーム（R1/6/26）資料3-1及び3-2参照
各項目下段及び第15回以降に対応した記載は委員からの追加指摘事項等に対応