三菱重工技報 Vol.50 No.1 (2013) 新製品・新技術特集

技 術 論 文8PWR 原子力発電プラントの特徴―東京電力(株)福島第一原子力発電所事故の観点から―
The Feature of a PWR Nuclear Power Plant-From a Viewpoint of the Fukushima Nuclear Accident-

梅 田 賢 治 *1

浜 崎 学 *2

Kenji Umeda

Manabu Hamasaki

東京電力(株)福島第一原子力発電所（沸騰水型軽水炉，BWR）の事故は，巨大津波によって安全設備を支える電源が広範囲に失われ，最終的な熱の逃がし場（ヒートシンク）も喪失するに至ったことが直接原因であった．これに対し，加圧水型軽水炉（PWR）プラントは，蒸気発生器で主蒸気系を原子炉冷却系から隔離しているため，同様の津波に襲われても，放射性物質を含まない蒸気を大気放出し最終ヒートシンクを確保，自然循環で原子炉を冷却できるという優れた耐性を有する．更に，事故の教訓を反映し，津波対策を進めており，深層防護の強化も計画している．今後も，世界最高水準に安全性を高めた PWR 技術で低炭素エネルギー源の確保に貢献していく．

|1. はじめに2011 年３月 11 日，東北地方，東日本一帯を襲った未曾有の大地震，その後，各地に襲来した
巨大津波は，人々の生命・健康，生活，社会インフラに甚大な被害を与えた．特に，これがもたらした東京電力(株)福島第一原子力発電所（以下，“東電福一”という．）の事故では，被災後二年近く経過した現時点においても多くの方々が自宅を離れた避難生活を強いられている．
東電福一事故以来，定期検査を終えた原子力発電所の再稼働が許可されない状態が続いていたが，関西電力(株)大飯発電所３，４号機が，事故後に取られた安全対策を踏まえたストレステストを終え，2012 年７月，再稼働するに至った．一方，後続プラントの再稼働は，新たに国家行政組織法第三条に基づいて 2012 年９月 19 日に設置された原子力規制委員会が作成する基準で判断されることとなっており，新安全基準施行後の 2013 年 7 月以降となる．
東電福一事故の前までは，原子力発電は国内総発電電力量の約 30％を担っており，2030 年までに，これを 50％程度にまで高める計画であった．これは，低炭素エネルギー源へのシフトによって CO2 を削減し地球温暖化を防止しつつ，経済的競争力のあるエネルギー源によってエネルギー・セキュリティを確保することを目標としたものであり，この要求自体には普遍性がある．
2012 年９月に政府から“2030 年代の原発稼働ゼロ”を掲げた“革新的エネルギー・環境戦略”が提示されたものの(1)，原子力立地自治体や経済界等からは異論も出ている状況である．世上には，再生可能エネルギーに原子力の肩代わりを期待する声は多いが，対応が極めて困難であることは事実であり，現実には停止していた火力発電所の再稼働で原子力発電の不足分を補っている．これは，CO2 排出量の増加をもたらすだけでなく石油・天然ガスの輸入を押し上げ，年間約３兆円にも及ぶ国富の流出によって国の貿易収支をも悪化させている．また，国内での電力コスト*1 原子力事業本部原子力技術部 部長*2 原子力事業本部原子力技術部 次長 技術士（原子力・放射線部門）

三菱重工技報 Vol.50 No.1 (2013)9の高値が続けば，生産拠点を海外にシフトする企業が増え，我が国の国力を減退させ，雇用にも悪影響が出る．やはり，この事故の教訓を反映して重大災害の防止を万全なものとし，原子力利用の選択肢は残しておくべきと考える．
事故の調査・検証の目的で，東京電力(株)を含め官民で様々な調査委員会が組織され，既に調査結果，提言を報告している(2)～(5)．おおむね共通に指摘される中には，海外の最新知見をタイムリーに取り入れられない，記録品質等が偏重され真の原子力安全文化の維持・向上が根付きにくいといった原子力安全規制の体質，事故時対応マニュアル整備や教育・訓練が不十分，事故時の官民の責任・役割分担や指揮系統が不明確，周辺住民への情報開示が不十分で避難誘導にも問題があった，等，体制・組織あるいはそれらの運営の問題がある．これらについては，政府，電気事業者の側で，真摯に改善の努力が行われている最中であり，原子力プラントメーカも，これに協力している状況である．
技術的には，地震後に発生した想定を超える巨大津波という共通原因で電気設備やモータが大規模に被水・浸水し，広範囲での電源喪失，最終ヒートシンク喪失が生じて多重に設けられていたはずの安全機能を広範に喪失し，“クリフエッジ効果”が生じたことが，炉心溶融を伴う過酷事故（SA，シビアアクシデント）に至った直接的な原因であるということではほぼ一致している．“クリフエッジ効果”とは，地震・津波等の負荷がある一線を超えると，崖っぷち（クリフエッジ）を越えるように，プラントの状況が急変することをいう．巨大津波によって，電気設備やモータが広範に浸水し，電源を必要とする設備がほぼ全て使用不能となった状況は，クリフエッジを越えた状況といえる．その一方で，世上には，この事故の原因は未解明とする論調もあり，国会事故調の報告書
で は ， 地 震 そ の も の に よ る 小 規 模 な 原 子 炉 冷 却 材 漏 え い 事 故 （ LOCA, Loss Of Coolant
Accident）や電源喪失の可能性にも言及している(4)．しかし，いずれの号機も地震後，津波到来までは安定した状態を保っていた．また，地震に起因する小 LOCA のみであれば，既往の安全設備によって事故を収束することが可能であり，電気設備の部分的な損傷であれば電源車等で代替することも可能である． 地震そのものの想定からの逸脱は，津波に比べれば大きなものではな
く(3)，地震だけで，広範な安全機能喪失を伴うクリフエッジ効果が生じたとは考え難い．最終的に炉心溶融や放射性物質の大量放出に至らしめた長期にわたる電源喪失の原因が，電気設備が津波で大規模に被水・浸水したことによるクリフエッジ効果であるのは明らかである．
この教訓を踏まえ，電源喪失や最終ヒートシンク喪失に耐えられるような緊急安全対策が，事故後３週間弱の３月30 日，原子力安全・保安院より各電力会社に指示され，既に実施されている(6)．
加えて，短期的対策をより信頼度の高い恒設設備に置換する作業，SA 対策を含め安全対策を更に補強・追加する作業が現在も進行中である．
東電福一の各号機は，いずれも沸騰水型軽水炉（BWR）発電プラントと言われる炉型である．
本稿では，大飯発電所に代表される加圧水型軽水炉（PWR）発電プラントの特徴について，東電福一事故の視点から解説する．また，東電福一事故の教訓から，PWR プラントで既に取られている安全強化策，今後の計画及び方向性について述べる．

|2. PWR の概要
図１に PWR 発電プラントと BWR 発電プラントの模式図を比較して示す．いずれのプラントも原子炉で発生した熱によって高温高圧の蒸気を発生させ，蒸気タービンで発電機を回転させることで発電する．熱源が原子炉である点を除けば，発電原理は蒸気タービンを用いる火力発電プラントと同じである．
原子炉中の原子燃料では，中性子を媒介とした核分裂連鎖反応が起こっている．ウランやプルトニウムの原子核が分裂することで，大きな熱エネルギーが発生する．分裂した後の２つ（まれには３つ以上）の新たな原子核は核分裂生成物（FP, Fission Product）と呼ばれ，一般に強い放射能を持つ放射性物質である．しかし，FP は焼結酸化物燃料ペレット，更には燃料棒の中に閉三菱重工技報 Vol.50 No.1 (2013)10

じ込められているため，原子炉の冷却水中に容易に漏れ出すことはなく，更に原子炉容器，原子炉格納容器，原子炉建屋に覆われているので，通常は環境中に放出されることはない．一方，原
子炉内での核分裂連鎖反応が停止（“原子炉の停止”という）しても，FP を初めとする放射性物質が放射線を発する際に発熱する（“崩壊熱”という）ため，これが十分低くなるまで冷却設備による除熱が必要である．PWR では，運転中の原子炉冷却設備とは別に，炉停止時の崩壊熱を除去するための余熱除去設備を設けており，BWR では同じ目的の系統を残留熱除去系と呼んでいる．また，運転中の原子炉内では，中性子線，ガンマ線といった放射線が飛び交っている．中性子線が物質と反応すると，放射性でない物質が放射性物質に変化することがある（放射化）．原
子炉の冷却水には，接触する機器や配管から金属がイオンの形で溶け出しており，これが水垢（クラッド）となる．クラッドが中性子線に曝されると放射化するため，原子炉冷却水にこの放射性物質がある程度含まれることは避けられない．

図１ PWR と BWR の比較

BWR では，この冷却水が沸騰して発生した蒸気をタービンに送るため，タービン周辺も放射線管理区域として被ばくを管理する必要がある．一方，PWR では，蒸気発生器（SG, SteamGenerator）を設けることで，原子炉冷却系（一次冷却系）とタービン系（二次冷却系）を隔離している．原子炉冷却系全体の圧力を高くして沸騰を抑制し，隔離されたタービン系の冷却水を SGでの熱交換で沸騰させてタービンに送るのが最大の特徴である．BWR と違ってタービンに送られる蒸気には放射性物質が含まれないため，タービン側での放射線管理は不要であり，より火力プラントに近い．また，後述するとおり，この蒸気は大気中に放出することができるため，通常の冷却機能を喪失した場合でも，これを最終ヒートシンクとして利用できる．
PWR は米国のウェスティングハウス（WEC）社によって考案されたものであり，当初，潜水艦などの艦艇用として開発された．これを発電用として転用したのが今日の PWR 発電プラントである．
システムとしてシンプルなものであり，非常に早い時期から標準化が進んだ．SG 一基と冷却ポンプ一基を含むループを標準化し，ループの数を増やし，原子炉を大型化することで大容量化を図る方式も早くから確立された．図２に示すように，この優れた特性は世界に広く認知されており，世界の原子力発電プラントの約 70％以上が PWR タイプを採用している．我が国では，三菱グループが WEC 社より PWR 技術を導入し，国内 24 プラント全ての設計，製造，建設に携わってきた．
なお BWR は，日立，東芝グループが，開発元のジェネラル・エレクトリック（GE）社より技術導入し，国内 35 プラントの建設を行ってきた．

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11[計画プラントも含む]

図２ 炉型別に見た世界の原子力発電容量|3. PWR の安全概念(1) 原子力安全の基本概念
原子力発電プラントの安全確保では，“止める”，“冷やす”，“閉じ込める”が重要であるとい
われる．これは，原子炉設備の機器等の故障・誤動作，運転員の誤操作によって異常が発生したり，大きな地震が発生した場合等には，原子炉内の核分裂連鎖反応を停止し（止める），炉停止後も発生する崩壊熱を除熱し（冷やす），FP 等の放射性物質を環境に放出しない（閉じ込める）ことを基本に考えるということを意味している．
また，原子力の安全確保の基本的な理念は“深層防護”（Defense in Depth）であるともいわれる．深層防護とは，故障・誤動作や誤操作等は極力発生させないとする第一レベル，異常が発生しても事故へは波及・拡大させないとする第二レベル，更に事故が発生したとしても，事故の影響を緩和する第三レベルの対策をそれぞれあらかじめ設けておくとする考え方である（図３）．

図３ 伝統的な原子力安全確保の考え方

原子力利用の初期から，この深層防護と放射性物質の多重の閉じ込めがあいまって安全機能を発揮することが原子力安全確保の要諦とされてきた．特に，第三レベルの非常用炉心冷却設備（ECCS, Emergency Core Cooling System）の動作と原子炉格納容器による閉じ込めによって，炉心溶融と放射性物質の大量放出を最終的に防ぐことが重要視された．その後，1979 年に米国スリーマイルアイランド２号炉（PWR）で部分的に炉心が溶融する事故を経験し，1986 年に旧ソ連チェルノブイリ４号炉（RBMK, 黒鉛減速軽水冷却炉）で，原子炉内放射性物質の環境への大量放出事故を経験したことにより，第三レベルが十分に機能しない場合を考えておく必要性への認識が高まった．国際原子力機関（IAEA）や西欧原子力規制者会議（WENRA）による最新の深層防護基準では，第三レベルは炉心溶融等を伴わない設計基準内に事故をコントロー

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12ルすることというように見直されており，第四レベルとして，炉心溶融を伴う SA の拡大を抑制して影響を緩和する機能，更に第五レベルとしてサイト外の周辺環境での放射線の影響を緩和する機能（住民の避難，食物摂取制限等の防災活動等）も含めて考えられるようになっている（図４）．
以上に述べたような基本概念は，PWR，BWR によらず，原子力発電プラント全てに対して共通である．東電福一事故の外部調査報告では，上記の第四レベルを含む，SA 発生防止，SA影響の抑制のためのアクシデントマネージメント（AM）対策が，我が国では電気事業者による自主的活動と位置づけられ，政府の規制を受ける対象になっていなかったこと，第五レベルに当たる防災対策が十分機能する形に整備されていなかったことを，事故原因の中に挙げている(2)，(4)，(5)．

*WENRA: Western European Nuclear Regulators' Association（西欧原子力規制者会議）

図４ IAEA, WENRA*の深層防護概念

図５ PWR の制御棒構造図(2) 止める－原子炉停止機能
原子炉の停止は，通常，核分裂連鎖反応を媒介する中性子を横取りする物質（中性子吸収材）を原子炉に投入することで行う．中性子吸収材を棒状に加工したものを制御棒と言い，制御棒を原子炉に挿入することで原子炉はいつでも停止できる．PWR の制御棒は，中性子を吸収する金属である銀，インジウム，カドミウムの合金をステンレス鋼のチューブに挿入し，20 本程度をクラスタ状に束ねた構造である（図５）．
PWR 原子炉一基にはこの制御棒クラスタ（RCC）が，炉の大きさに応じて約 30～50 体用いられる．運転中の PWR 炉心では，全ての RCC は炉心上部にほぼ全て引き抜かれた状態にある．原子炉保護設備が異常を検知し，原子炉トリップ（緊急停止）信号を発すると，RCC を把持している制御棒駆動設備の電磁石への通電が遮断され，把持機構から解放された RCC は重力落下して原子炉に完全挿入される．落下に要する時間は約２秒である．この制御棒挿入は，電磁石通電停止以外は自然の原理に任せる方式であり極めて信頼性が高い．
BWR では炉心上部に，タービンに送る蒸気から湿分を除去するための構造物が設置されているため，制御棒を原子炉底部から上向きに挿入する方式をとっており，緊急停止時の上向きの駆動力は水圧で与えられる．東電福一各号機では，大きな地震加速度が検知されて原子炉スクラム（トリップと同義）信号が発せられ，制御棒が水圧で挿入された．この“止める”の段階では安全設備が，適正に機能したことが確認されている．なお，PWR では，蒸気から湿分を除去するための類似の構造物が，原子炉ではなく SG 上部に設置されている．

三菱重工技報 Vol.50 No.1 (2013)13(3) 冷やす－原子炉冷却設備
原子炉停止後の崩壊熱は，停止後１時間でも運転中出力の 100 分の１を上回っており，炉停止後でも冷却機能が失われれば，燃料棒，燃料集合体，原子炉容器を溶融させ，格納容器に損傷を与え得るレベルにある．
原子炉の冷却は，原子燃料に対して常に冷却水を供給し，加温された冷却水の熱を海，河川，大気等の最終ヒートシンクに捨てることで成立する．このため，冷却水を循環させる機能を確保することが決定的に重要である．
我が国の原子力発電プラントは全てが海浜に立地しており，最終ヒートシンクは海水である．
低温の海水をプラントに引き込み，プラント内の冷却水と熱交換して温まった海水を海に戻す．
東電福一事故では，この海水を循環させる海水ポンプのモータが津波で冠水したことによって機能を喪失し，最終ヒートシンクを喪失した．また，地震で外部電源が喪失し，さらに非常用ディーゼル発電機を含め，プラント内の電気設備が津波で大規模に被水・浸水したことで，全交流電源を喪失した．これにより，冷却水を循環させるための全ての電動ポンプが駆動源を喪失した．
１号炉では原子炉内外の温度差による自然循環で駆動するはずの非常用復水器（IC）が，弁の駆動電源喪失による自動閉止機能（フェール・クローズ）により隔離されてしまい，原子炉冷却機能を発揮できなかった．２，３号炉には，原子炉で発生する蒸気でポンプに付属するタービンを駆動して，原子炉に冷却水を供給する原子炉隔離時冷却系（RCIC）が設備されていた．しかし，このタービンを駆動した蒸気は放射性物質を含む蒸気であるため大気中に排出できず，原子炉格納容器中に排気する構造である．このため，格納容器が高圧となるとポンプ駆動蒸気の排気ができなくなり，RCIC は停止してしまう(5)．
PWR で，電源喪失，最終ヒートシンク喪失が生じた際の冷却機能の確保の様子を図６に示す．BWR の RCIC と同様に，SG で発生した蒸気で付属タービンを駆動させ SG への給水を行うタービン動補助給水ポンプ（TD-AFWP）を設けている．BWR との相違は，この蒸気には放射性物質が含まれないため，大気放出できることである．ポンプ駆動蒸気だけでなく，主蒸気系に設けられた主蒸気逃し弁を開放することで主蒸気も大気放出できるため，海水に代わる最終ヒートシンクとして大気を活用することができる．SG は炉心より高い位置に設置されているため，SG での冷却が生きていると，発熱源である原子炉との間で自然循環を生ずる．このため，SGへの給水源が枯渇するまでの間，原子炉を冷却し続けることが可能である．なお、非常用電源設備が生きている条件では，ECCS によって LOCA 等の冷却機能喪失事象に対処できる．

図６ PWR での全交流電源喪失（ＳＢＯ）時の止める・冷やす・閉じ込める機能の確保

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14(4) 閉じ込める－原子炉格納施設
BWR 発電プラントの原子炉格納容器が原子炉本体を閉じ込めるコンパクトなドライウェルと圧力抑制室（または圧力抑制プール）で構成されているのに対して，PWR 発電プラントの原子炉格納容器は，原子炉本体に加えて蒸気発生器，加圧器，蓄圧タンク，一次冷却系配管等，一次冷却系の主要機器全体を格納する巨大なものである．その体積は，東電福一のものに比べると，約 10 倍の大きさである．よって、PWR の格納容器は内圧上昇を伴う事象が発生しても，圧力上昇自体が緩慢となる．また，コンパクトな格納容器を大きく原子炉建屋で覆う BWR プラン
トに対して，PWR プラントの原子炉建屋は格納容器とほぼ一体化している．大飯３，４号機に代表される新しい４ループプラント（110 万 kW 級）では，プレストレストコンクリート製格納容器（PCCV）が用いられている．これは，鋼製ワイヤーを用いて，コンクリート容器を外側から圧縮する方向にあらかじめ応力を与えておくことで，内圧上昇に対する強度を増すことを狙った設計である．なお、非常用電源が生きている条件では，LOCA 発生時に格納容器内に冷却水を噴霧し，蒸気の凝縮を促進して圧力を下げる格納容器スプレイ設備が設けられている．
東電福一では，原子炉内で冷却を喪失して高温となった燃料被覆管等のジルコニウムが水と化学反応して発生した水素ガスが，原子炉容器，格納容器から原子炉建屋へと漏えいし，1/３号では高濃度となった水素が爆轟を生ずるに至ったと考えられる．爆轟とは，気体の急速な熱膨張の速度が音速を超え衝撃波を伴いながら燃焼する現象であり極めて破壊力が大きい．一方，PWR の格納容器ではその体積が大きいため，燃料有効長の範囲のジルコニウムが全て水と反応しても，その水素が爆轟濃度に至ることはない．

|4. PWR の安全対策高度化への取組み(1) 事故を踏まえた安全対策（図７）

図７ 事故を踏まえた PWR の安全向上対策

PWR では前述のとおり，地震・津波で電源喪失，最終ヒートシンク喪失のような状況になっても，冷却喪失を回避する手段を講ずることができ，水素爆轟も起こらない．しかし，安全機能をより強化する観点から，事故直後より①非常用電源の増強，②冷却機能の強化，③津波・耐震対策強化を図ってきている．非常用電源として大容量の空冷式ディーゼル発電機等を追加．冷却機能として仮設の冷却・注水設備を設置している．津波・耐震対策としては，所内電源設備，非三菱重工技報 Vol.50 No.1 (2013)15

常用発電機室等の水密化対策や，非常用発電機の高台への設置による非常用電源の強化の他，変電所・開閉所設備の耐震性を向上させることによる外部電源の強化も計画されている．
また，3.(1)で述べたとおり，近年の深層防護の考え方では，第四レベル，第五レベルの充実が求められている．我が国でも，新たに成立した原子力規制委員会設置法に基づく原子炉等規制法の改正により，“重大事故”の名で SA への対策が法的に求められることとなった．
PWR の格納容器は大型であり，圧力上昇や水素濃度上昇に対する耐性は大きいが，SA 対策を更に強化する計画である．水素対策として，格納容器内に触媒式の水素再結合装置（PAR, Passive Autocatalytic Recombiner）を設置することを計画している．PAR は，電源等を必要とせず，水素ガスを酸素と再結合させ，無害な水に戻す機能を有している．東電福一事故では，外部からの冷却水注水のため，高圧となった格納容器を減圧するための格納容器ベントが注目を集めた．前述のとおり，PWR では格納容器体積が圧倒的に大きく圧力が上がりにくい。また，圧力が上昇しても格納容器内の配管に冷却水を通水して，格納容器内の自然対流冷却により蒸気を凝縮し内部圧力を低下させることができるため，ベントの必要性はない。しかしながら，想定を超えた状態も考慮し，格納容器過圧破損の防止策として，放射性物質をろ過する機能を設けたフィルタ付格納容器ベント装置を設けることで更に安全性を強化することも計画している．
この他，東電福一では免震重要棟が地震後の指揮所として有効に機能したことから，類似の施設を設置する計画である．また，SA のような過酷な条件の下で機能する計装システムの開発等も進めている．
(2) 再発防止対策から世界最高水準の安全性へ（図８）図８ 安全性向上に向けた当面のロードマップ

東電福一事故が発生した時点で稼働中であった国内原子力発電プラントも，順次，定期検査のために停止し，2012 年５月に泊３号機が定期検査入りして国内の全ての原子力発電プラントが停止した．2012 年 12 月現在，再稼働したのは大飯３，４号機のみである．その後の再稼働については、新安全基準施行後の 2013 年 7 月以降となる．
前述のとおり，政府は事故後３週間というかなり早い時点で，津波による電源喪失を想定した緊急安全対策の実施を指示し，３か月後の 2011 年６月には，炉心損傷等の発生防止に必要な安全性を確保していることを確認したとの調査結果を発表している(6)～(8)．海江田経済産業大臣（当時）も，同日，再起動を国民に呼びかける声明を発表(9)．しかし，翌７月には，国民・住民による理解が十分ではないとして，原子力安全委員会の要求(10)を受けた形で，いわゆるストレステストの実施が決定した(11)．

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ストレステストの一次評価は，定期検査で停止中の原子力発電所について運転再開の可否を判断するもので，安全上重要な施設・機器が設計上の想定を超える事象に対し，どの程度の安全裕度を有するかを評価する．すなわち，想定地震動，想定津波高さをどの程度超えれば，東電福一事故のようなクリフエッジ効果が生ずるかをシミュレーションにより評価している．この評価には，前述の緊急安全対策等，既に配備された追加安全対策の効果を取り入れており，これらの対策の有効性も確認されている．ほぼ全ての PWR プラントの一次評価結果が政府に提出され，政府当局による審査も進められた．大飯３，４号機を初め，既に審査が完了しているものもある(12)(13)．原子力規制委員会はストレステストを安全基準策定の参考資料と位置付けている．
原子力安全・保安院では，ストレステスト一次評価の審査と並行して，“東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見に関する意見聴取会”を設置し，2012 年 3 月に今後の原子力安全規制に反映すべき 30 項目を中心とした技術的知見を取りまとめた(14)．これは，緊急安全対策として指示された内容に沿ったものとなっており，電源対策，冷却・注水機能強化，格納容器対策，管理・通信機能強化に対する要求が，より体系づけられ，中長期的な視点も含めて，より具体化されて取りまとめられたものといえる．
政府は，2012 年 4 月にストレステスト，技術的知見の取りまとめ結果を受けた再稼働の暫定的な基準として３基準を設定した(15)．これを簡単にまとめると，基準１：緊急安全対策による電源喪失対策（電源，冷却・注水，格納容器，管理・通信）が取られていること，基準２：ストレステストにより，東電福一事故時のような想定を上回る地震・津波への耐性が確認されていること，基準３：更なる安全性・信頼性向上に向けて事業者自ら不断に取り組む姿勢が明確化されていること，となる．これを受けて，大飯発電所３，４号機の再稼働は妥当という判断が下され (16) ，2012 年７月，それぞれ定格出力に到達した．
このように見てくると，事故直後から，再発防止対策，安全対策は着実に進められてきたと考えられるが，各種の事故調査委員会の活動やエネルギー政策に関する国民的議論が輻輳したこともあり，国民一般には理解しにくい面が多々あったものと思われる．東電福一事故の原因は，技術的な観点からはほぼ明らかとなっており，地震・津波に対する電源や冷却機能の防護やバックアップを十分なものとし，SA 対策を充実することで，同様の事故の再発は防止できる．
中長期的には，深層防護の更なる充実を図っていくことで，世界最高の安全水準に到達することは十分可能と考えられる．今後は，事故調査委員会の提言などを踏まえ，安全確保・向上のための活動が確実に実施されるよう，原子力規制委員会の下で規制体制，制度を再構築し，国民に見える形で安全性が向上していく形を作っていくことが重要である．

|5. 今後の展望とまとめ
PWR は，原子炉冷却系とタービン系を分離した優れた発電システムであり，世界の原子力発電プラントの主流となっている．電源喪失に至っても，放射性物質を含まない蒸気を大気放出することで原子炉を冷却でき，大型の格納容器によって放射性物質を閉じ込め，水素爆轟の脅威にさらされることもない．更なる安全向上策として，非常用電源や冷却・注水設備の強化，フィルタ付格納容器ベント装置による格納容器過圧破損防止対策の追加等によって，世界最高水準の安全性を確保していくことも計画されている．
我が国はエネルギー資源小国であり，ほぼ全てのエネルギー資源を輸入に頼っている．これを安定的に確保することは，国の根幹に係わることである．事故後，原子力発電プラントが再稼働できない状況の下で，石油・天然ガスの輸入が増加したため，年間約３兆円もの国富が海外に流出している．
エネルギー政策に対する国民的な議論は進められたが，原子力に対しては事故に対する不安感が先行し，客観的で正確な情報が十分国民に届いていないように見えたのは残念である．一方，世界に目を向ければ，脱原子力を決断した国や新規導入を断念した国もあるが，原子力利三菱重工技報 Vol.50 No.1 (2013)17

用の継続，新規導入を計画している国の方が多数派なのが事実である．適切な情報に基づく冷静な議論によって不断の見直しが図られるよう望みたい．
当社は，事故の被害を受けた地域の復興に協力するとともに，今後も PWR 技術の安全性を高め，安定的に確保できる低炭素エネルギー源を国内外に供給していく所存である．

参考文献(1) エネルギー・環境会議，革新的エネルギー・環境戦略，（2012-9-14）(2) 福島原発事故独立検証委員会（民間事故調），福島原発事故独立検証委員会 調査・検証報告書，ディスカヴァー・トゥエンティワン ISBN 978-4-7993-1158-5，（2012-3-12）(3) 東京電力株式会社（社内事故調），福島原子力事故調査報告書，（2012-6-20）
http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/interim/index-j.html(4) 東京電力福島原子力発電所事故調査委員会（国会事故調），報告書，（2012-7-5）
http://naiic.go.jp/report/(5) 東 京 電 力 福 島 原 子 力 発 電 所 に お け る 事 故 調 査 ・ 検 証 委 員 会 （ 政 府 事 故 調 ） ， 最 終 報 告 ，（2012-7-23），http://icanps.go.jp/post-2.html(6) 原子力安全・保安院，平成 23 年福島第一・第二原子力発電所事故を踏まえた他の発電所の緊急安全対策の実施について，（2011-3-30）(7) 原子力安全・保安院，平成２３年福島第一原子力発電所事故を踏まえた他の原子力発電所におけるシビアアクシデントへの対応に関する措置の実施について，（2011-6-7）(8) 原子力安全・保安院，福島第一原子力発電所事故を踏まえた他の発電所におけるシビアアクシデントへの対応に関する措置の実施状況の確認結果について，（2011-6-18）(9) 海江田経済産業大臣，原子力発電所の再起動について，談話・声明，（2011-6-18）(10) 原子力安全委員会，東京電力株式会社福島第一原子力発電所における事故を踏まえた既設の発電用原子炉施設の安全性に関する総合的評価の実施について，（2011-7-6）(11) 内閣官房長官，経済産業大臣，内閣府特命担当大臣，我が国原子力発電所の安全性の確認について（ストレステストを参考にした安全評価の導入等），（2011-7-11）(12) 原子力安全・保安院，“関西電力(株)大飯発電所３号機及び４号機の安全性に関する総合的評価（一次評価）に関する審査書，（2012-2-13）(13) 原子力安全委員会，関西電力株式会社大飯発電所３号機及び４号機の安全性に関する総合的評価（一次評価）に関する原子力安全・保安院による確認結果について，（2012-3-23）(14) 原子力安全・保安院，東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見について，（2012 年 3-28）(15) 内閣総理大臣，内閣官房長官，経済産業大臣，内閣府特命担当大臣，原子力発電所の再起動にあたっての安全性に関する判断基準，（2012-4-6）(16) 首相官邸，大飯原子力発電所３，４号機の再起動について，首相官邸 HP，（2012）
http://www.kantei.go.jp/jp/headline/genshiryoku.html