はじめに
東京電⼒福島第⼀原⼦⼒発電所（以下「福島第⼀原発」という。）の事故によって、原⼦⼒利⽤技術、原⼦⼒発電所運営に係る原⼦⼒事業者（以下「事業者」という。）の組織ガバ
ナンス、政府の原⼦⼒政策等原⼦⼒全般にわたる不信感が急速に増⼤するなか、原⼦⼒に対する信頼を再構築するための試みが徐々に⾏われ始めている。こうした試みは、原⼦⼒損害を受けた近隣コミュニティの再建はもとより、事故炉の廃炉・汚染⽔対策など福島第⼀原発の現場での努⼒はもちろんのこと、事業者の組織⽂化の⾒直し、政府の原⼦⼒政策のあり⽅や⾏政体制の再構成など、広範な分野に及ぶ。
なかでも、エネルギー政策上原⼦⼒の推進を任務とする組織と、原⼦⼒利⽤の安全規制を⾏う組織を分離し、安全規制を担う組織として独⽴性の⾼いいわゆる三条委員会とする
形で原⼦⼒規制委員会（以下「規制委員会」という。）を設置、その事務局として原⼦⼒規
制庁（以下「規制庁」という。）を創設することで、推進側と規制側のチェック&バランスが機能することを⽬指した。また、⼀⽅で事業者には、福島第⼀原発の事故の原因となった要因、東京電⼒の事故被害の拡⼤回避への対応や事故収束に向けた取組みをまさに「我が事」としてとらえ、真剣に⾃らの組織⽂化や組織ガバナンスの改善に取り組むことが期待されている。
こうした政府、事業者の取組みは、事業者（ライセンシー）と規制機関（ライセンサー）の間の互いに対する敬意（respect）と信頼（trust）に基づく健全かつ建設的な関係性が築かれて初めて実効的なものとなる。もちろん、福島第⼀原発事故からわずか３年間しか経っていない現在では、依然としてそうした成熟した関係を築くことが極めて困難であることは間違いない。規制機関とすれば、⾃らの規制対象である原⼦⼒利⽤技術・設備・施設・事業についての信頼を再構築していくためには、当然ライセンシーである事業者に対して厳しい姿勢を取ることが、第三者による評価を⾼めることになると考えても⾃然だろう。
また、原⼦⼒推進を組織任務とする⾏政機関も、安全規制の独⽴性を阻害したり、規制活
動や判断過程に介⼊したりしていると誤解されかねない⾏動は慎むべしとの態度を取っているとしても不思議ではない。
⼀⽅事業者は、こうした⾏政機関の態度の変化に⼾惑っている様⼦も⾒える。規制委員
会設置以前の規制活動における事業者と規制機関側との間での⼿続き上の慣⾏や前例が⼀切参考にならず、全く新たな許認可申請・審査プロセスを経なければならなくなったため、
いわゆる「予⾒可能性」が喪失している。そのうえ、原⼦⼒発電所が停⽌していることにi

よる化⽯燃料の購⼊増⼤等の要因によって財務状態が悪化していることから、再稼働に向けての「焦り」が事業者の⼼理を覆っている。
こうした事業者̶規制機関の関係性は、⼀時的であればともかく、これが構造化してしまって⻑期間継続するようなことでもあれば、すべての関係者間で不信感や猜疑⼼だけが⽬⽴つようになり、「真の安全性向上」という関係者全員の⽬的⾃体の達成が危ぶまれる事態に陥ってしまうことが懸念される。
このような問題意識から、本政策提⾔では、昨今の規制活動の問題点を提⽰した上で、規制委員会による規制活動はどうあるべきか、また事業者には何が求められるのか、さらにそうした提⾔を実効あらしめるためには、どのような制度的な措置が必要か（「核原料物
質、核燃料物質及び原⼦炉の規制に関する法律」《以下、『炉規制法』という。》の改正等）
について論ずることとする。
なお、本政策提⾔は、安全規制に関する詳細な技術的内容についての評価や提案を⽬的としたものではなく、もっぱら規律・規範、⼿続き、規制活動のマネジメントのあり⽅に主眼を置いたものである。
最後になったが、海外の規制関連事項や⽇本での審査関連事例についての調査について
は、アクセンチュア（株）に多⼤なご⽀援をいただいたことに感謝申し上げたい。

＊本報告書は 21 世紀政策研究所の研究成果であり、経団連の⾒解を⽰すものではない。

ii

⽬

次

はじめに ............................................................................................................................. i
第１章

原⼦⼒規制委員会による規制活動の現状の問題点 ............................................... 1

第２章

今後の規制活動に求められる取組み̶政策提⾔̶ .............................................13

１．規制機関側に求められる取組み .............................................................................13（１）規制活動基本原則の再構築 .............................................................................13（２）規制プロセス・⼿続きの法令化 ......................................................................22ⅰ）バックフィット⼿続き ....................................................................................22ⅱ）審査プロセスにおいて⽰された規制当局⾒解の⽂書化 ...................................24（３）外部知⾒の取⼊れ及び意思決定プロセスの問題 .............................................27ⅰ）40 年運転期間制限問題..................................................................................28ⅱ）地震・断層問題等⾼度な技術的議論の進め⽅ .................................................34ⅲ）リスク評価とリスク管理機能の⼀体化問題 ....................................................41
２．事業者に求められる取組み ....................................................................................42（１）「安全性向上評価」制度の実効化 ....................................................................43（２）ピア・レビューシステムの適切な設計 ...........................................................47（３）ステークホルダーとの対話 .............................................................................49
第３章

炉規制法改正を視野に⼊れてー法案要綱例̶ ....................................................53

１．改正要綱 ................................................................................................................54
２．改正法案 ................................................................................................................56（１）炉規制法・新旧対照表 ....................................................................................56（２）原⼦⼒規制委員会設置法・新旧対照表 ...........................................................64（３）原⼦⼒安全⽬標審議会設置法・条⽂案 ...........................................................66
補遺〜安全規制と司法 .....................................................................................................67
参考資料 ..........................................................................................................................69iii

第１章 原⼦⼒規制委員会による規制活動の現状の問題点

規制委員会は、東京電⼒福島第⼀原⼦⼒発電所事故を受けて制定した新たな規制基準に基づき、各事業者から申請があった各プラントについて、当該基準に適合しているかどうかを審査している。今回は再稼働に向けての審査を効率化するため、設置変更許可、⼯事
計画認可、保安規定認可が⼀括して⾏われているところである。
次に、この規制活動を巡って⽣じている問題点を⾒ていく。
⼀般論として、原⼦⼒の安全規制は他の技術の安全規制分野と同じく、すべからく「技術」というものには潜在的危険性が存在することを所与のこととして、その潜在的危険が顕在化する確率を最⼩化し、仮に顕在化した場合でもそれによる被害を最⼩限に⽌めるための措置を事前に要求するというのが安全規制の本質的な考え⽅としてある。すなわち「安全」は相対的概念であり、絶対的なものではない。福島第⼀原発事故の前までもこうした考え⽅が安全規制の本質であったことには変わりない。
しかし、⽴地地域のコミュニティから絶対的安全性を要求されるという実態、原発訴訟における被告側主張の継続性を阻害する懸念（不断に安全対策を強化していくということになれば、それ以前の許認可の根拠となっていた「安全性」に疑問符が付きかねない）な
どから、国も事業者も、絶対的な安全性があたかも存在するかのような説明を繰り返し（＝「ゼロリスク論」）、また⾃らもそれを信じてしまう事態に陥った（＝「安全神話」）のが、福島第⼀原発事故以前までの現実だった。事故が起こる確率を最⼩化し、仮に起こった場
合にはその被害を最⼩限に⽌めるといういわゆるリスク最⼩化を⽬的とした安全規制（risk-informed regulatory framework）の考え⽅が⼀般的に受け⼊れられていたとは⾔えない状態だったのである。
福島第⼀原発の事故の反省に⽴って、それ以降の安全規制の考え⽅は、事故の可能性はゼロではない、しかしそれをできる限り封じ込める措置や対策を事業者に要求することによって、原⼦⼒関連プラントを運転するに際しての安全に関する「必要条件」を提⽰し、その条件に適合しているかどうかを審査するということを正⾯から認めようとするものとなった。規制委員会はまさにその必要条件の提⽰と事業者の対策が条件を満たしているかどうかを検認することをその任務とすることになったわけである。

1

図 1 原⼦⼒の安全性向上に向けた取組み

出典：電気事業連合会資料

⼀⽅、必要条件を満たせばそれで安全性は確保できるのか？という疑問が⽣じる。実は、必要条件を満たすことは当然で、それ以上に安全性を不断に⾼めるための⽅策を⽴案・実施していくという⾏動を取ることは、事業者の責任なのである。すなわち、サイトの安全性については、事業者に第⼀義的責任があるということだ。これは、世界的標準の考え⽅でもあるし、また原⼦⼒損害賠償法において事業者が無過失責任を負っていることから⾒ても、規制機関が制定する規制基準を満⾜する措置を講じたからといって、安全性の喪失、危険の顕在化、すなわち事故の責任から事業者が免れえないことは明らかである。これはまた、事業者以外の規制委員会や他の⾏政機関に「安全性を保証せよ」という、⾃治体等に頻繁に⾒られる要求がいかに的を外れているかということも⽰しているのである。
上述の意味で、規制委員会は必要条件を扱い、事業者がそれとは違った次元と質で⾃律的に安全性向上対策を⾏うというのが本来あるべき姿なのだが、実態はそうなっていない。
それはこの図１にも⾒られるように、事業者⾃⾝が安全対策を⼀次元的な線上で捉えるという誤解をしていることにも現れており、これではいつまでもリスクゼロの世界が存在す
るかのように解釈できてしまう。事業者の⾃主的な安全性向上への取組みは、安全規制の延⻑線上で⾏われるものばかりではなく、安全規制の視野の外にある問題や、サイト特有の条件を考慮に⼊れた総合的な安全対策を含むものである。
先⽇福井地裁において、関⻄電⼒⼤飯発電所の運転差⽌請求が認められた。その判旨を2

⾒ると「かような（福島第⼀原発事故のような）事態を招く具体的危険性が万が⼀でもあるのかどうかが判断の対象」だとして、そうした危険が「万が⼀でもあれば、差し⽌めが認められるのは当然」としている。つまり、リスクはゼロでなければいけないというゼロリスク論の⽴場を取っているのである。
規制委員会はこの判決に対して特別の反応を⽰したわけではないが、規制委員会も⾏政機関である限り、下級審とはいえ司法の判断には注意を払わねばならず、また原発反対派
からの⾏政訴訟も覚悟しなければならないという状況が現実味を帯びてきている。さらに差し⽌め訴訟等が各地で増加していることから、⺠事訴訟法第 42 条に基づく補助参加の可能性も検討する必要がある。
そうなると、規制委員会としては、安全規制の本質論が相対的な概念であることを世の中（や裁判所）に説明していかなければならなくなるが、その場合必要条件だけを説明して世論を説得できるだろうか、⼗分条件的なものまで求められるのではないだろうかという⼼理に陥ってしまうことは想像に難くない。これまでゼロリスクはありえないと主張してきた原発反対派は、今や逆にゼロリスクでなければ再稼働すべきでないと主張し始めた（＝これ⾃体が⾃ら⽭盾しているのだが）。こうしたなか、規制委員会は事業者の主張に対して少しでも理解を⽰すようなことをすれば、激しい批判を受けるのではないか、審査プ
ロセスを合理的に進めるために事前審査を充実させようとすれば、それを「秘密主義」だと指摘されるのではないかなどの⼼配が募ってくる結果、審査プロセスにおける事業者への対応がぎこちなくなり、頑固な姿勢を⽰すことが独⽴性を⽰しているのだといった変な誤解が規制委員会内部に⽣じてしまっているのはないかと疑われるような状況になっている。
特に審査の「透明性」を、規制委員会はインターネット中継をすることと同義と看做しているのではないかとの批判もある。透明性とは、どういうデータに基づき、どういう判
断基準に照らして、どういうリーズニング（論理）で決定を⾏ったかを対外的に説明することを意味しており、規制機関と事業者とのやり取りそのもの（何を話しているのか意味
不分明なことも多い）を中継すれば済むといった説明責任の考え⽅は不適切である。また中継されていることを意識した「演技」を⾏っているのではないかという場⾯にも遭遇す
ることもあり、後述するように「透明性」の担保については根本的に⼿法を考え直すべきだろう。
現場の状況に最も詳しい事業者との正常なコミュニケーションが取れないようでは、安全対策に関する⼗分条件を⽰すことはとうてい不可能である。また技術⾯での最新情報についても事業者やメーカーとの接触がなければ、アップデートすることはままならない。

3

その結果、ある審査項⽬に関して事業者が提出してくるデータについてそれで⼗分かどうか⾃信を持って判断できないため、データの追加提出を命ずることになる。その際、どのようなデータがどの程度あれば判断できるようになるか⾃体を規制委員会⾃らがよく理解していないことが真の原因なのだが、事業者が不⼗分なデータを出したかのように主張され、事業者側が責を帰せられることになっている場合も多い。
（例１）2013 年５⽉ 15 ⽇付規制委員会・敦賀発電所破砕帯に関する有識者会合「⽇本原⼦⼒発電株式会社敦賀発電所の敷地内破砕帯の評価について」
報告書「⽇本原⼦⼒発電株式会社敦賀発電所の敷地内破砕帯の評価について」1は、破砕帯を活断層だと認定した根拠やデータは不分明にしたまま、事業者が提出したデータが活断層であることを否定するに不⼗分であるなどとする記述がほとんどである。この報告書が⾃ら判断プロセスとして拠り所にしているとして参考４に掲げている「発電⽤原⼦炉施設の耐震安全性に関する安全審査の⼿引き」（2010 年 12 ⽉ 20
⽇原⼦⼒安全委員会）2の「１．３耐震設計上考慮する活断層の認定」の（５）には「耐震設計上考慮する
活断層の認定においては、認定の考え⽅、認定した根拠及び認定根拠の情報の信頼性等を⽰すこと」と規定されているにもかかわらず、明らかにこの条件を満たしていない記述になっており、規制委員会有識者
会合側がその説明責任を果たしていない。
（例２）2013 年に実施された「⼤飯発電所３・４号機の現状に関する評価会合」における関⻄電⼒（株）
⼤飯発電所３・４号炉の現状評価
2013 年６⽉ 20 ⽇に実施された「⼤飯発電所３・４号機の現状に関する評価会合」において、ガイドでは評価⼿法の例が⽰されていただけなのに、それ以外の⼿法が否定された例である。
「例」であるのにその⼿法しか認められなかった理由は明確ではない。代替⼿法の妥当性を適切に⽰すための必要条件があいまいであることにより、別⼿法の適⽤の可否の予⾒性が阻害された事例である。
規制委員会の「原⼦⼒発電所の内部溢⽔影響評価ガイド」3では、配管について「破損を想定する位置は、
安全機能への影響が最も⼤きくなる位置で漏⽔が⽣じるものとする。ただし、配管の⾼さや引き回し等の関係から保有⽔量の流出範囲が明確に⽰せる場合は、その範囲の保有⽔量を放出するものとして溢⽔量を算出できる。（流体を内包する配管の破損による溢⽔の詳細評価については附属書 A を参照のこと）」と記載されており、ある⼀定の基準を満たす配管については、破断を考慮しないことができる。配管破損の想定に当たっては詳細な応⼒評価が求められることとなっており、その場合の評価⼿法の「例」として附則
明細書に「⽶国 NRC の Standard Review Plan (SRP) Branch Technical Position (BTP) 3-4『Postulated
Rupture Locations in Fluid System Piping Inside and Outside Containment』、及び⽇本機械学会発電1

⽇本原⼦⼒発電株式会社「敦賀発電所の敷地内破砕帯の評価について」
http://www.nsr.go.jp/committee/kisei/h25fy/data/0007_02.pdf

2

発電⽤原⼦炉施設の耐震安全性に関する安全審査の⼿引き
http://www.nsr.go.jp/archive/nsc/shinsashishin/pdf/1/101220_1.pdf

3

原⼦⼒発電所の内部溢⽔影響評価ガイド
http://www.nsr.go.jp/nra/kettei/data/20130628_jitsuyouissui.pdf

4

⽤原⼦⼒設備規格『配管破損防護設計規格（JSME S ND1-2002）』を参考としている」と記述されている。
また、同ガイドでは、附則において「評価は、本評価ガイドに掲げるもの以外であっても、その妥当性が適切に⽰された場合には、その⽅法を⽤いることを妨げない」とし、代替評価も認めている。そして、
関⻄電⼒（株）は、例⽰されている⽅法以外の代替評価⼿法を⽤いて、⾼エネルギー配管の⼀般部位に認められている破断想定の免除を、ターミナルエンド部と呼ばれる部位に対しても適⽤しようと、応⼒評価を⾏った。⾼エネルギー配管の⼀般部位とターミナルエンド部との設計思想が同等であることを⽰した上で、対象となる各配管の応⼒評価を⽰した4ところ、この代替⼿法を⽤いた評価は規制委員会に受け⼊れられず、評価⽅法から判断基準までを⼀体とした体系整備が必要との指摘がなされた5。その後、規制委員会
がとりまとめた現状評価書で「⾼エネルギー配管の設置区画について防護対象設備の設置状況等を確認した結果、関⻄電⼒の評価⽅法は、溢⽔防護対策を検討する⼿法としては適切でないと指摘した。」との評価が述べられている6。
関⻄電⼒（株）のケースでは、ガイド上では代替⼿法を認めつつ、認める条件や考え⽅がガイドにおいても、評価会合においても、明確にされることのないまま、代替⼿法を適切でないとする判断が規制委員会によってなされた。関⻄電⼒（株）の提⽰した代替⼿法を認めないとする判断理由については、審査会
合上、明確に述べられていない。事業者は代替⼿法を適⽤する際には、今後も⼿探りにならざるを得ないことを⽰す事例である。

事業者としては、こうした規制委員会の対応を⾒ると、どの程度のデータがあればどの程度の判断を⽰してくれるのかについて疑⼼暗⻤となり、データや資料の提出が消極的となることが多い。また、後に掲げる事例のように、規制判断にブレがあったり、審査基準
解釈に安定性が⽋けていたりすれば、安全対策投資をどこまで⾏えばよいのか判断が困難になる結果コストの不確実性が⽣まれ、経営状態に⼤きなインパクトが⽣じる。⼀⽅、規制委員会は、それを事業者側の責任にし、そうしたいわゆる「⼩出しの対応」を批判し、審査が⻑期化しているのは⾃分たちのせいではないという組織防衛的な態度をとることになる。
再稼働できなければ経営に重⼤な損害が発⽣する事業者としては、「経営問題には全く配慮する必要はなく、安全の確保だけが審査の⽬的だ」とする規制委員会には、最終的に従わざるをえない、つまり「恭順の意」を⽰すほかないという⼼理に陥り、規制委員会の審査を通ることのみが短期的な⽬的化してしまうのである。そうなると、いざ審査に合格す4

関⻄電⼒株式会社「内部溢⽔影響評価⽅針」（2013 年 5 ⽉ 30 ⽇「⼤飯発電所３・４号機の現状に関する評価会合」資料）
https://www.nsr.go.jp/committee/yuushikisya/ooi_genjyou/data/0008_04.pdf

52013 年 6 ⽉ 13 ⽇原⼦⼒規制委員会「第 12 回⼤飯発電所３・4 号機の現状に関する評価会合」議事録
https://www.nsr.go.jp/committee/yuushikisya/ooi_genjyou/data/20130613-ooi.pdf

62013 年 6 ⽉ 20 ⽇原⼦⼒規制委員会「関⻄電⼒㈱⼤飯発電所３号機及び４号機の現状評価書」
https://www.nsr.go.jp/committee/yuushikisya/ooi_genjyou/data/0013_01.pdf

5

ればそれで仕事は終わりだというマインドになりかねず、第⼀義的にサイトの安全性に責任をもち、⾃律的に不断の安全対策強化を追求するという本来の安全性向上の構造が崩れてしまいかねない懸念が⽣じている。
規制委員会側も、規制委員会の役割は原発を「⽌める」ことにあるのではなく、「安全に動かす」ことにあるということを再認識しなければならない。国⺠の負担によって投資されてきた経済的資産を安全に有効活⽤するには、どのような規制基準を策定し、その基準を満たすための事業者の⾏動をどのように検認していけばよいのかを考えて組織運営する
ことが本務であり、原発を⽌めるあるいは⽌めたままにすることについて、⾃分たちが「最後の砦」にならなければならないと意識でいるのであれば、それは当該組織の任務についての根本的理解の⽋如でしかない。
現在の炉規制法は⺠主党政権時代に制定されたものであり、当時は再稼働を含めて将来
原⼦⼒をどの程度維持して⾏くのかに関して、政府・与党内部でもコンセンサスが取れない状態の下で、安全規制の役割やあり⽅について⼗分な議論を経たものとは⾔いがたい。
現政権の下でようやく「エネルギー基本計画」という閣議決定の中で再稼働⽅針を決め、さらに今後原⼦⼒をどの程度維持していくのかという定量的な議論がなされる⾒込みが確実になってきた現在、「安全に動かすこと」が炉規制法の法⽬的であることをより明確にしていく必要がある。
◯審査プロセス遅延の例
⽇本原⼦⼒発電（株）の敦賀発電所に関する審査プロセスを例として述べる。同発電所の敷地内破砕帯に関して 2013 年 5 ⽉ 15 ⽇付第 5 回⽬の有識者会合（正式名称：敦賀発電所敷地内破砕帯の調査に関する有識者会合）において、「Ｋ断層は南⽅へさらに延びる可能性が⾼い。Ｋ断層及びＧ断層とＤ－１破砕帯
は、⼀連の構造である可能性が⾼い」との評価が出された。その約 2 ヶ⽉後の 7 ⽉ 11 ⽇に、今度は、⽇
本原⼦⼒発電（株）から、規制委員会に対し「耐震設計上考慮する活断層」ではないことをより⼀層明確に⽴証するものとして、「敦賀発電所敷地内破砕帯の調査に関する報告書」が提出された7。この提出を受け、同報告書に関する数回のヒアリング及び 1 回の検討会合が規制委員会で開催されたものの、その後2014 年 4 ⽉の追加調査会合開始までの約 1 年弱、有識者会合が開かれない状態が続いた。明確な理由がないまま有識者会合が開催されなかったことにより、⼤幅な審査プロセスの遅延が起きた問題事例である。
◯不安定な審査基準解釈の例（例１）基準⻯巻の最⼤⾵速
関⻄電⼒（株）では⻯巻対策を講ずるにあたり、規制委員会が定める「原⼦⼒発電所の⻯巻影響評価ガ
7

⽇本原⼦⼒発電株式会社「敦賀発電所敷地内破砕帯の調査に関する報告書の提出について」
http://www.japc.co.jp/news/press/2013/pdf/250711.pdf

6

イド」を踏まえ基準⻯巻の最⼤⾵速（VB）を設定した。同ガイドでは、「最⼤⾵速（VB）は、『過去に発⽣した⻯巻による最⼤⾵速（VB１）（以降 VB１と記す）』と『⻯巻最⼤⾵速のハザード曲線による最⼤⾵速（VB2）（以降 VB2 と記す）』のうちの⼤きい⾵速」とし、最⼤⾵速 VB１を設定する際には、⽇本で過去に発⽣した⻯巻による最⼤⾵速を考慮して設定することを原則としつつ、「⼗分な信頼性のあるデータ等に基づいて評価できる場合においては、『⽇本』を⻯巻検討地域（原⼦⼒発電所が⽴地する地域及び⻯巻発⽣の観点から
気象条件等が類似の地域）に読み替えることができる」と規定している8。
関⻄電⼒（株）は、⼤飯 3・4 号機の現状評価において⻯巻影響評価を⾏う際に、⻯巻検討地域を設定した。同ガイドには、⻯巻検討地域の基本的条件として以下の内容が記されている：
⻯巻検討地域の設定にあたっては、IAEA の基準（参 1）が参考になる。IAEA の基準では、ある特定の⾵速を超過する⻯巻の年発⽣頻度の検討にあたって⻯巻の記録を調査する範囲として、およそ 10 万
km2 を⽬安にあげている。この IAEA の基準を参考として、⻯巻検討地域の⽬安を、原⼦⼒発電所を中⼼とする 10 万 km2 の範囲とする。しかしながら、⽇本では、例えば⽇本海側と太平洋側とで気象条件が異なる等、⽐較的狭い範囲で気象条件が⼤きく異なる場合があることから、必ずしも 10 万 km2 に拘らずに、⻯巻発⽣の観点から原⼦⼒発電所が⽴地する地域と気象条件等が類似する地域を調査した結果に基づいて⻯巻検討地域を設定することを基本とする。
関⻄電⼒（株）では、同ガイドの参考規定である「IAEA SSG-18」を参照し、同⽂書における⻯巻の記
録を調査する範囲約 10 万 km2 をふまえ、「⼤飯発電所を中⼼とした半径 180km の範囲内（約 10 万 km2）
かつ海岸に沿った海側 5km と⼭側 5km の重なる地域（⾯積 5,321km2）」を⻯巻検討地域とした。そして、同⻯巻検討地域における VB１として、気象庁の「⻯巻等の突⾵データベース」の情報から調査を⾏い、
⻯巻検討地域内で 1961 年から 2012 年 6 ⽉の間に発⽣した⻯巻は 41 個であり、そのうち過去最⼤の⻯
巻は F1 スケールであったこと、及び F1 スケールにおける⾵速は 33m/s〜49m/s であることから、その最⼤を基に過去発⽣した最⼤⻯巻の最⼤⾵速 VB１を 49m/s とした。また、VB2 について、⻯巻の発⽣について統計的に評価を⾏うため、⻯巻検討地域におけるハザード曲線を算定し、年超過確率 10-5 に相当する⻯巻最⼤⾵速である 69m/s を VB2 とした。最⼤⾵速（VB）は、ガイド上 VB１と VB2 のうちの⼤きな⾵
速とすることが求められていることから、VB2 の値である 69m/s を、最⼤⾵速（VB）として算定した9。
しかし、その後の現状評価会合において、「発電所を中⼼に、必ずしも同⼼円じゃないといけないわけではない。同じような条件として考えられる⽇本海側に向かって、少し検討の幅を広げてはどうか10」との規制庁からの指摘を受け、関⻄電⼒（株）は、「⽴地する地域（地形条件）」と「気象条件の類似性」を考慮し「北海道〜本州の⽇本海側の海岸に沿った海側 5km と陸側 5km の重なる部分」を⻯巻検討地域とし、
8

原⼦⼒規制委員会「原⼦⼒発電所の⻯巻影響評価ガイド」
http://www.nsr.go.jp/nra/kettei/data/20130628_jitsuyoutatsumaki.pdf

9

関⻄電⼒株式会社「⻯巻影響評価⽅針」（2013 年 5 ⽉ 30 ⽇）
https://www.nsr.go.jp/committee/yuushikisya/ooi_genjyou/data/0008_03.pdf

10

関⻄電⼒株式会社「⼤飯発電所３・４号機の現状に関する評価会合第８回会合議事録」（2013 年 5 ⽉
30 ⽇）
https://www.nsr.go.jp/committee/yuushikisya/ooi_genjyou/data/20130530-ooi.pdf

7

VB１及び VB2 の値として 69m/s を算出し、最⼤⾵速（VB）を 69m/s とする基準⻯巻値を設定した11。関⻄電⼒（株）が提⽰したこの算定結果に対し、規制委員会は、「関⻄電⼒（株）⼤飯３号機及び４号機の現状評価書）12」（2013 年７⽉３⽇）において「⾵速 100m/s で構造健全性等の評価を⾏っていることから、
基準⻯巻の設定については、必要な検討がなされているものと評価する。」および「新規制基準施⾏後審査においては、設計のベースとなる基準⻯巻の設定にあたり地域特性に関する検討やデータの拡充など―層の検討が必要である。」との⾒解を述べている13。しかし、ガイドに⽰されている「原⼦⼒発電所が⽴地する地域及び⻯巻発⽣の観点から気象条件等が類似の地域」として、規制委員会が認めることのできる考え⽅や、何をもって⼗分な信頼性のあるデータとするかについての⾒解は⽰されていない。
「『⽇本』を『⻯巻検討地域』に読み替えること」が規制基準に適合していると認められるにあたり、その条件となる「⼗分な信頼性のあるデータ」に関する妥当性が、複数の事業者を対象とした審査において論点となっている。新規制基準適合性審査の開始と同時に申請を⾏った全事業者（九州電⼒（株）川内原⼦⼒原⼦⼒発電所 1・2 号機、北海道電⼒（株）泊発電所、四国電⼒（株）伊⽅発電所 3 号機）に対し、
原⼦⼒規制委員会は、初回審査会合ならびにヒアリングにおける原⼦炉設置変更許可申請等の確認⾏為を踏まえ、主要な論点を事業者に対し指摘している14のだが、その論点の⼀つとして、「⻯巻影響評価に関し、基準⻯巻設定の信頼性や、⾶来物への防護策に関する妥当性について説明すること」が挙げられている15。
「『⽇本』を『⻯巻検討地域』に読み替え」し、基準⻯巻の最⼤⾵速を設定していた四国電⼒（株）では、その後、同年 11 ⽉の審査会合において、同社が読み替えを取り下げ、「⽇本全⼟」を提⽰するまでの間、事業者ヒアリングにおいて、「VB１として、⽇本で過去に発⽣した⻯巻ではなく、⻯巻検討地域における⻯
巻に絞ることとしている妥当性を提⽰すること）」「VB１の設定にあたって、ガイドに⽰す⽇本全⼟における過去最⼤級の⻯巻を考慮しないことの明確な根拠を提⽰すること」など、⻯巻検討地域設定の根拠や考え⽅の妥当性が再三にわたり規制庁から指摘された16。

11

関⻄電⼒株式会社「⻯巻に係るコメント回答及び影響評価結果」（2013 年 6 ⽉ 11 ⽇）
https://www.nsr.go.jp/committee/yuushikisya/ooi_genjyou/data/0011_11.pdf

12

原⼦⼒規制委員会「⼤飯３号機及び４号機の現状評価書」2013 年７⽉３⽇
https://www.nsr.go.jp/committee/kisei/h25fy/data/0013_01.pdf

13

現状評価書（案）において規制委員会は、⻯巻影響評価に関し、基準⻯巻検討地域には触れず、設計⾶来物の評価時に必要となる設計⻯巻（VD）（値は 100m/s）を取り上げ評価している。規制委員会の評
価結果は以下の通り。
「⼤飯発電所が三⽅を⼭に囲まれた⻯巻の襲来のおそれが低いと考えられる⽴地
条件にもかかわらず、⽶国での設計⽤⻯巻⾵速と同程度の⾵速としていること、また⾵速 100ｍ/s での構造健全性等の評価も⾏っていることから、基準⻯巻の設定については、必要な検討がなされている
ものと評価する」

14

第２回原⼦⼒発電所の新規性基準適合性に係る審査会合議事録（2013 年 7 ⽉ 23 ⽇）
http://www.nsr.go.jp/activity/regulation/tekigousei/data/20130723.pdf

15

詳しくは、以下の第 2 回原⼦⼒発電所の新規制基準適合性に係る審査会合配布資料を参照（九州電⼒（株）川内原⼦⼒発電所１・２号機の申請内容に係る主要な論点 、北海道電⼒（株）泊発電所の申請内
容に係る主要な論点 四国電⼒（株）伊⽅発電所３号機の申請内容に係る主要な論点、関⻄電⼒（株）
⾼浜発電所３・４号機の申請内容に係る主要な論点）
http://www.nsr.go.jp/activity/regulation/tekigousei/20130723.html

16

詳しくは、以下の「伊⽅発電所 3 号機の新規性基準適合性審査に関する事業者ヒアリング」議事要旨を参照。事業者ヒアリング 16 2013 年 7 ⽉ 29 ⽇、事業者ヒアリング 22 2013 年 8 ⽉ 13 ⽇、事業者
ヒアリング 40 2013 年 8 ⽉ 30 ⽇、事業者ヒアリング 42 2013 年 9 ⽉ 3 ⽇、事業者ヒアリング 75
2013 年 10 ⽉ 11 ⽇

8関⻄電⼒（株）のケースに話を戻すと、他の事業者において、「『⽇本』を『⻯巻検討地域』に読み替え
ること」について、規制委員会から、読み替えの妥当性を問われる事業者ヒアリングが数回にわたり開催されていた頃、⼤飯発電所 3・4 号機の審査は敷地内破砕帯の調査に関する有識者会合の評価結果が出るまでの間、審査が中断されていた17。そして、関⻄電⼒（株）は、VB１算出時に「『⽇本』を『⻯巻検討地域』に読み替えること」をせず、基準⻯巻の最⼤⾵速 VB を⽇本で過去発⽣した⻯巻から 92m/s と設定18し、⾏った評価を、審査再開前の事業者ヒアリングの際に⼤飯発電所安全審査資料として提出している19。その評価内容についてより詳しく⾔えば、VB2 の算出では「北海道から本州の⽇本海側及び北海道の襟裳岬
以⻄の海岸に沿った海側 5km と陸側 5km」を「⻯巻検討地域」としつつも、VB１算出では、⽇本を⻯巻
検討地域に読み替えず、最⼤⾵速 VB として 92m/s を設定している。以後、審査会合にて本事項は取り上げられなくなったことから、実質的に審査を通ったものと考えられる。
しかし、この事案においては次の点が問題となる。規制委員会が⻯巻検討地域を問題視した理由として、
⻯巻発⽣件数の少なさ等の妥当性が事業者ヒアリングの場において挙げられているが、地域別最⼤⾵速を認める条件は何であるかについて、すなわち、「『⽇本』を『⻯巻検討地域』に読み替える」ことが認められる条件が何であるかについて、また、データが揃わない状況での判断⼿法や評価時にどの程度保守的に⾏えばよいのか20等の取扱いについて、同時に明らかにされていない。そのため、事業者は⼿探りで最⼤⾵速を設定するしかない。
（例２）基準地震動
基準地震動については、ガイドをもとにした審査基準解釈の余地が⼤きく問題となっている。基準地震動に関する規制基準については、「基準地震動及び耐震設計⽅針に係る審査ガイド」の｢Ⅰ．地震動評価｣
における「3.3.2 断層モデルを⽤いた⼿法による地震動評価」の中で、地下構造モデルの設定を⾏う際、地層の傾斜、断層、褶曲構造等の地質構造を評価するとともに、「地震発⽣層の上端深さ、地震基盤・解放
http://www.nsr.go.jp/activity/regulation/tekigousei/shinsa/ikata3.html
17

関⻄電⼒⼤飯発電所 3・4 号機の審査は、「継続中の敷地内破砕帯評価関し については、原⼦⼒規制委員会として⼀定の⾒解が取りまとまった後審査を進める。
」との規制委員会の決定を受け、2013 年 7⽉ 23 ⽇の第 2 回審査会合の後、9 ⽉ 17 ⽇第 20 回審査会合まで、審査が中断されている。関⻄電⼒（株）⼤飯発電所３・４号機の申請内容に係る主要な論点
http://www.nsr.go.jp/activity/regulation/tekigousei/data/0002_06.pdf

18

⼤飯発電所 3・4 号機の審査は、「破砕帯に関する⼀定の⾒解が取りまとまった後審査を進める」ことになり、2013 年 7 ⽉ 23 ⽇の第 2 回審査会合の後、9 ⽉ 17 ⽇第 20 回審査会合まで、審査が中断されている。同期間中、他の事業者において、⽇本を⻯巻検討地域へ読み替えることについて、本⽂で述べたように規制委員会から妥当性を問われるヒアリングが数回にわたり開催されている。

19「⼤飯発電所３、４号機の新規性基準適合性審査に関する事業者ヒアリング 47」2013 年 11 ⽉ 14 ⽇
議事要旨および同ヒアリング提出資料として関⻄電⼒株式会社「⼤飯発電所安全審査資料 ⼤飯 3 号炉
及び 4 号炉⻯巻影響評価について」
http://www.nsr.go.jp/activity/regulation/tekigousei/shinsa/ooi34.html

20

保守性に関して、関⻄電⼒（株）からは「⻯巻検討地域における年発⽣数に⾮常に偏りのある傾向を考慮いたしまして、保守的な期待値を定めること」など、保守性のとらえ⽅が明解に⽰される⼀⽅、規制委員会からは、「もう少し保守性をみないと⼗分とは考えられないというふうに思う」「かなり保守性を⾒てやらないといけない」等の発⾔がなされている。保守性に関する両者の⾒解は⼀致を⾒ていないままである。（出典：⼤飯３・4 号機第 8 回評価会合議事録）
http://www.nsr.go.jp/committee/yuushikisya/ooi_genjyou/data/20130530-ooi.pdf

9基盤の位置や形状、地下構造の三次元不整形性、地震波速度構造等の地下構造及び地盤の減衰特性が適切に評価されていることを確認する」ことになっている21。
関⻄電⼒（株）⼤飯発電所では、「地震発⽣層の上端深さ・下端深さ」の評価⼿法が審査会合で論点となった22。同ガイドには「震源モデルの不確かさ（震源断層の⻑さ、地震発⽣層の上端深さ・下端深さ、断層
傾斜⾓、アスペリティの位置・⼤きさ、応⼒降下量、破壊開始点等の不確かさ、並びにそれらに係る考え⽅、解釈の違いによる不確かさ）を考慮する場合には、敷地における地震動評価に⼤きな影響を与えると考えられる⽀配的なパラメータについて分析し、その結果を地震動評価に反映させることが必要である。」とある。
パラメータの不確かさの考え⽅、不確かさの組み合わせの考え⽅が明確に⽰されていないなど、地震動評価には解釈の余地が⼤きい。同ガイドには、震源モデルの不確かさに関し、「必要に応じて不確かさを組み合わせるなど適切な⼿法を⽤いて考慮されていることを確認する。」とあるが、どのような場合にどのような種類の不確かさを組み合わせる必要が⽣じるのかについて、明確な考え⽅が⽰されていない。また、同ガイドには「不確かさ要因を偶然的不確実さと認識論的不確実さに分類して、分析が適切になされていることを確認する」ともあるが、分類された不確実さを、地震動評価時にどのように組み合わせることが求められているのかについて明らかにされていない。⼤飯３・4 号機の審査においては、断層連動及び上端深さ等の不確かさを順々に基本ケースへ組み⼊れることが、規制委員の「個⼈的な⾒解」も含めて規制委員会から指摘されているが（次図）、パラメータの不確かさの考え⽅、不確かさの組み合わせの考え⽅が明確に⽰されていないため、基準地震動評価には解釈の余地が⼤きくなってしまっている。

21

基準地震動及び耐震設計⽅針に係る審査ガイド
http://www.nsr.go.jp/nra/kettei/data/20130628_jitsuyoutaishin.pdf

222013 年 12 ⽉ 18 ⽇第 59 回審査会合議事録
http://www.nsr.go.jp/activity/regulation/tekigousei/data/20131218.pdf

10図 2 基準地震動に関する審査会合の経緯（関⻄電⼒（株）のケース）◯規制判断が変化した例
関⻄電⼒（株）では、「実⽤発電⽤原⼦炉及びその附属施設の⽕災防護に係る審査基準」に基づき、「実⽤発電⽤原⼦炉の設置、運転等に関する規則」で設置が義務付けられる固定式消⽕栓とホースを⽤いて原⼦炉建屋内（⼀部を除く）で消⽕することは可能としていた。
（⾃衛消防団等が使⽤することを前提としていた）。2013 年 6 ⽉ 11 ⽇の⼤飯３・4 号機現状評価会合において、消⽕困難な箇所への⾃動消⽕設備⼜は⼿動操作による固定式消⽕設備の設置範囲が関⻄電⼒（株）より表形式で⽰され23、消⽕困難な箇所が特定された。規制委員会からは、「⼀通り対応をはかっていただけるという⾵に感じております」との⾒解が出され、また、⼤飯３・4 号機現状評価書においても、「現時点で実施する対策を含めて評価すれば、内部⽕災対策に関しては、直ちに安全上重⼤な問題が⽣じるものではない」と、関⻄電⼒の整理結果を認め

23

関⻄電⼒株式会社「内部⽕災に係るコメント回答及び⽕災影響評価結果」（第 11 回⼤飯発電所３・４号機の現状に関する評価会合資料）
https://www.nsr.go.jp/committee/yuushikisya/ooi_genjyou/data/0011_08.pdf

11る評価結果が出されている24。しかし、⼤飯発電所３・4 号機の新規制基準適合性審査の事前ヒアリング会
合において、規制庁が、「消⽕活動拠点を設けて⼿動で消⽕する⽅法を採⽤するとしているが、作業実現性が低いため、⾃動消⽕の⽅法を採⽤すること」25と、原⼦炉建屋内全域を消⽕困難な場所とみなす⾒解を事業者に⽰したことで、建屋内全域において⾃動消⽕設備が求められることになり、（固定式）消⽕栓及びホースを⽤いた⼿動消⽕が実質上認められなくなった。これは、審査の途中で規制庁の判断が新たに付け加えられたケースである。

これまで述べてきたことを整理すると、規制活動は次の図のような悪循環に陥っているといえよう。こうした悪循環や規制委員会と事業者との間の特別権⼒関係的な関係を断ち切って、規制委員会と事業者が正常なコミュニケーションを取り戻し、本来の安全規制のあり⽅に⽴ち戻って、関係者各々が安全性向上への取組みに専⼼できる制度的環境を確⽴する必要がある。そのための⽅策について、次章以降で検討してみたい。
図 3 規制活動の悪循環の現状

24

原⼦⼒規制委員会「関⻄電⼒㈱⼤飯発電所３号機及び４号機の現状評価書」
https://www.nsr.go.jp/committee/yuushikisya/ooi_genjyou/data/0013_01.pdf

25

原⼦⼒規制委員会「⼤飯発電所３、４号機の新規制基準適合性審査に関する事業者ヒアリング（61）
議事要旨
http://www.nsr.go.jp/activity/regulation/tekigousei/shinsa/data/ooi34/mendan/20131128_0
2giji.pdf

12

第２章 今後の規制活動に求められる取組み̶政策提⾔̶

効果的かつ効率的な規制活動が⾏われ、原⼦⼒関連施設の安全性が⾼まるためには、規制側、事業者側双⽅の制度整備や取組みが必要とされるほか、中間的・中⽴的な組織による規制活動補完機能も期待される。また、具体的な政策措置を考える場合、規制側にあっては、規制組織である規制委員会の運営⽅法に関する部分と規制法令体系の構造に関する部分を区別して考えていくことが適切である。

１．規制機関側に求められる取組み
安全規制の存在意義は、本来事業者が原⼦⼒という危険を孕む技術を利⽤して発電事業を営むことを前提として、それが公衆の安全や環境の保全に悪影響を及ぼさないようにすることにある。したがって、事業者がそのような事業を営むに当たっての不確実性を除去することにつながる安全規制になっておらず、逆に当該不確実性を増⼤させることになっているとすれば、それは本末転倒である。仮に、原⼦⼒事業や技術が安全その他の理由で社会的に容認されず、事業の対象⼜は⼿段とすることが許されないということであるなら
ば、原⼦⼒事業が存在しない状態は⺠主的な意思決定（すなわち、例えば「脱原発法」の制定など）によって⾏われるべきであり、独り安全規制によって達成すべきものではない。
したがって、安全規制のあり⽅として求められる共通の理念が「予⾒可能性」である。
予⾒可能性は広い概念だが、許認可の申請から処分に⾄るプロセスの⾯では、どのような順番で、どのような場で、どのようなメンバーで、どのくらいの期間で⾏われるのか等、
また内容的には許認可の判断基準や解釈が担当者によってぶれることなく⼀定の範囲内で安定的であること等がその概念に含まれる。このような予⾒可能性を向上させるために、現状の規制委員会の運営や規制活動をどのように改善すべきかを検討する。

（１）規制活動基本原則の再構築
まず⽶国原⼦⼒規制委員会（Nuclear Regulatory Commission, NRC）の例を⾒てみよう（次表）。NRC では、⾃⽴性、公開性、効率性、明⽩性、⾸尾⼀貫性を規制活動に係る基本的姿勢として定め、技術的な判断を⾏う際の判断基準として⽤いることができる程度にまで具体化したレベルで、その概念を定義している。この規制原則の存在によって、⽶国
では、透明性と⼀貫性を備えた原⼦⼒安全⾏政が進展してきたと考えられている。

13

表 1 NRC の活動原則（NRC's Principles of Good Regulation）
最⾼レベルの倫理観と専⾨性以外の何ものも規制に影響をおよぼすべきではない。ただし、独⽴性は孤⽴を意味するものではない。許可取得者及び利害関⾃⽴性※：係のある市⺠から広く事実や意⾒を求める必要がある。公共の利益は多岐にわたり、互いに⽭盾することもあるが、これを考慮しなければならない。全ての情報を客観的かつ公平に評価した上で最終決定を下し、理由を明記した上で⽂書化しなければならない。
原⼦⼒規制は市⺠の課題であり、公的かつ率直に取り扱われなければならない。法に定められているように、規制プロセスを市⺠に伝え、市⺠が規制プロ

開放性：

セスに参加できる機会を設けなければならない。議会、他の政府機関、許可取
得者、市⺠、さらには海外の原⼦⼒界と開かれたコミュニケーション・チャネ
ルを維持しなければならない。
⽶国の納税者、電気料⾦を⽀払っている消費者、許可取得者は皆、規制活動の管理・運営が可能な限り最良の状態であることを求める権利がある。最⾼の技術⼒・管理能⼒が求められ、NRC は常にこれを⽬指すものとする。規制能⼒

効率性：を評価する⼿法を確⽴し、継続的に改善していかなければならない。規制活動
は、それにより達成されるリスク低減の度合い位に⾒合ったものであるべきである。有効な選択肢が複数ある場合は、リソースの消費が最⼩となる選択肢を採るべきである。規制の判断は不必要な遅れが⽣じないようにすべきである。
規制は、⼀貫性があり、論理的で、実⽤的であるべきである。規制と NRC の明瞭性：

⽬標・⽬的との間には、明⽰的か黙⽰的かを問わず明瞭な関係性があるべきである。NRC の⾒解は、理解しやすく適⽤しやすいものであるべきである。
規制は、研究及び運転経験から得られるあらゆる知識に基づいて制定されるべきである。リスクを許容可能な低いレベルに抑えるため、系統間相互作⽤、技術的な不確かさならびに許可取得者及び規制活動の多様性を考慮しなければ⾸尾⼀貫性※： ならない。制定後は信頼性の⾼い規則として受け⽌められるべきであり、不当に移⾏状態にすべきではない。規制活動は常に、⽂書化されている規制と完全に⼀致すべきであり、迅速、公正、かつ決然と実施され、原⼦⼒の運営及び計画⽴案プロセスの安定化を促すべきものである。
出

典：⼀般財団法⼈ ⽇本エネルギー経済研究所原⼦⼒グループ ⻄⽥直樹「世界主要国の原⼦⼒規
制組織の現状 ―規制スタッフの重要性と要件―」IEEJ 2013 年 8 ⽉号

※筆者注：オリジナルの翻訳は「⾃⽴性」が「独⽴性」に、「⾸尾⼀貫性」が「信頼性」になっていたが、ここでは本来の意味をよりよく表す⽇本語に訳した。

14

⼀⽅、⽇本の規制委員会はどうか。ホームページの組織理念の項の中に次の⾏動原則が掲げられている26。
活動原則
原⼦⼒規制委員会は、事務局である原⼦⼒規制庁とともに、その使命を果たすため、
以下の原則に沿って、職務を遂⾏する。
（１）独⽴した意思決定
何ものにもとらわれず、科学的・技術的な⾒地から、独⽴して意思決定を⾏う。
（２）実効ある⾏動
形式主義を排し、現場を重視する姿勢を貫き、真に実効ある規制を追求する。
（３）透明で開かれた組織
意思決定のプロセスを含め、規制にかかわる情報の開⽰を徹底する。また、国内外の多様な意⾒に⽿を傾け、孤⽴と独善を戒める。
（４）向上⼼と責任感
常に最新の知⾒に学び、⾃らを磨くことに努め、倫理観、使命感、誇りを持って職務を遂⾏する。
（５）緊急時即応
いかなる事態にも、組織的かつ即座に対応する。また、そのための体制を平時から整える。
彼我の違いは⼀⽬瞭然である。NRC の活動原則の具体性に⽐べて、⽇本の規制委員会の活動原則は「哲学的」でしかなく、規制判断を⾏う際の参照軸とするほどの具体性を持たない。独⽴性の確保された三条委員会であるからこそ、⾃⼰規律を確⽴することが求められる。これでは実際的な規制活動の場⾯場⾯で、どのような判断が下されるのか、またその判断がどういう活動原則に沿って⾏われるのかを予測することは不可能である。
NRC において活動原則に則った議論がされ、判断された例を⽰そう。2013 年末に、NRCの委員会事務局から委員会に対し３つの改善活動が提⾔された27。いずれも福島事故を受け、NRC によって設置されたタスクフォース（Senior Level Agency Taskforce）の短期的な
26

原⼦⼒規制委員会「原⼦⼒規制委員会の組織理念『活動原則』」
http://www.nsr.go.jp/nra/idea.html

27

U.S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION STAFF

15

RECOMMENDATION

取組み提⾔書である “Near Term Task Force (NTTF) Report” の提⾔１を踏まえた改善活動として提⾔されている。その提⾔内容は以下の通りである。
改善活動１

事象や関連規定に、デザインベースの拡張カテゴリーを設定する

改善活動２

深層防護に対する委員会の展望を確⽴する

改善活動３

NRC の規制プロセスにおける⾃主的業界取組みの役割を明確にする

しかし、2014 年 5 ⽉に委員会は 、同提⾔に対し「改善活動１及び２については再評価、改善活動３については⼀部のみ承認」という実質的には「否決」の判断を下した。その理由として委員会は、「改善活動をしっかり調整し、効果的に計画し、導⼊できるよう、事務
局は、NRC にて実施中のリスクインフォームド施策との関係性について、RMTF（RiskManagement Task Force、リスクマネジメントタスクフォース）の⽂書上で、述べる必要がある。」ということを挙げている28。
新しい改善活動を⾏うには、まず、実施中の施策との関係性を⻑期的な規制の枠組みにおいて明らかにすべし、という委員会による今回の結論は、上記 NRC の活動原則である「⾸尾⼀貫性」のうち、「制定後は信頼性の⾼い規則として受け⽌められるべきであり、不当に移⾏状態にすべきはない」が判断基準としてはたらいたことを指し⽰していると⾔えよう。
この提⾔事例に関してはもう⼀つ着⽬すべき点がある。NRC では、安全⾏政に関わる重要事項を合議制で決定する際に、各委員が⾃らの⾒解を⽂書化した上、臨んでいることである。Ａ４版５〜６ページにもわたるこうした⽂書の例として、マクファーレン委員⻑及
びアポストラキス委員作成の⽂書の⼀部をそれぞれ紹介する。
委員の⼀⼈であるマクファーレン委員⻑は、「NTTF（Near Term Task Force）の提⾔１
は『深層防護とリスク考慮の適切なバランスを充分に保つための論理的で体系的、かつ⼀貫した規制の枠組み』を確⽴することに関するものである。このような複雑な提⾔を受けスタッフは３つの改善活動案に発展させた。以下に⽰すコメント変更を条件に、私はスタッフが提案した活動を承認する。」と述べ、賛成票を投じた⼀⽅、アポストラキス委員は、「NRCには発電事業者のオペレーションによって⽣じるリスクを受け⼊れ可能な限り低くする責務がある。したがって、リスクを定量化し、リスク管理の重要な要素でもある主な要因を

28

STAFF REQUIREMENTS – SECY-13-0132 – U.S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION STAFF
RECOMMENDATION FOR THE DISPOSITION OF RECOMMENDATION 1 OF THE NEAR-TERM
TASK FORCE REPORT

16

特定することが規制システムとして、より体系的に統合されたものである筈である。
SECY-13-0132 でスタッフの提案したアクションが限定されたものであることに失望した。
NTTF が描くものから程遠いものというのが私の⾒解だ。」と述べ、反対票を投じている。
（次表参照）
表 2 委員会の投票結果
賛成委員⻑ MACFARLANE

反対

棄権

⽋席

コメント

⽇付

☓

3/6/14☓☓

4/8/14☓

委員 SVINICKI
委員 APOSTOLAKIS

☓

☓

☓

1/22/14

委員 MAGWOOD

☓

☓

☓

2/14/14

委員 OSTENDORFF☓☓

2/14/14

STAFF REQUIREMENTS

SECY-13-0132 をもとに筆者翻訳委員会は「『改善活動１．事象や関連規定に、デザインベースの拡張カテゴリーを設定する、改善活動２．深層防護に対する委員会の展望を確⽴する』については再検討する必要がある。」として、改善活動３については部分的に認める内容がある（表中の「賛成」の対象）ものの提案全体は否認すると結論付けている。
⽇本の規制委員会においては、このように各委員が意⾒を⽂書化して表明したような事例はない。さらに各委員による「独⽴した意⾒を表明した後の投票」といった合議制としての運営がなされていないことも、⼤きな彼我の差である。
また、内容的な差異も重要である。NRC の活動原則にあって、⽇本の規制委員会の活動
原則にないものは「効率性（efficiency）」と「⾸尾⼀貫性（reliability）」である。
まず「効率性」は、規制活動はそれによって達成されるリスク低減の度合いに⾒合ったものであるべき、また有効な選択肢が複数ある場合はリソースの消費が最⼩となる選択肢を採るべき、さらに規制の判断は正当な理由なく遅延してはならない、などの要素を含む
活動原則である。この原則は、納税者、消費者、事業者といった規制のステークホルダー
は、政府機関が⾏う規制活動に最⼤の効率性を要求する権利があるという当然の価値観から設定されているものだが、⽇本ではこうした⾏政コストが国⺠負担になるという意識が薄いからか、こうした原則は設定されていない。安全のためだという理由があれば、どのような審査プロセスでも（場合によっては、ムダに時間や⼈員をかけた⽅がよりポジティ

17ブに）許容されるという社会的⽂脈が⽇本に存在するのかもしれないが、この点は改善するべきである。
またリスクはゼロではなく、その対策にコストがかかるのだから、その⽐較によって対策の要否を決めるという原則も⽇本で受け⼊れられるように、規制委員会が能動的に説明
して⾏くべきである。⽶国でも公衆の安全にとって即刻必要となる措置については、そうした⽐較をせずに規制要求が⾏われることになっており、効率性の原則はそうした場合以外の規制要求に関連して運⽤されるものである。その意味では、⽇本でも規制要求の内容によって、対策に重要度の優先順位を付けつつ、こうした原則を適⽤していくことを検討すべきである。
また、リスク低減度合いに⾒合った規制という意味は、あまりにリスク低減度が⼩さけ
れば、規制要求を変更することによる他の要求との不整合の可能性などによって、かえって安全性が損なわれるなどのデメリットが⼤きいという点にも留意すべきである。対策は新たな設備や⼿順を求めるため、そこには、設備の設計、保守のエラー、関わる⼈間のエ
ラー、未知の共通原因や⼆次影響の可能性が新たに発⽣するのである。
今後⽇本でも本格的導⼊を検討すべきとされている「確率論的リスク評価」（Probabilistic
Risk Assessment, PRA）29の進展とともに、よりこの活動原則の重要性が増して⾏くものと考えられる。
第⼆に「⾸尾⼀貫性」についても重要である。規制委員会が果たして利⽤可能な知⾒をすべて考慮して判断しているのか（例えば地震・断層問題について外部の知⾒を取り込むための有識者会合では、これまで安全審査に携わった有識者を排除）、またいったん確⽴した規制判断を簡単に覆していないか、あるいは規制活動が⽂書化された規制に合致しているかなど、「⾸尾⼀貫性」の原則が⽋如していることによる⾃⼰規律の弛みが⾒てとれるケースも多い。

（例１）規制基準の不明確性
ケーブル類に関する規制基準は、規制庁発⾜後の新規制基準において規制強化が図られた例である。
1980 年に旧原⼦⼒安全委員会による「発電⽤軽⽔型原⼦炉施設の⽕災防護に関する審査指針」30が導⼊され、ケーブル類には不燃性・難燃性の材料を使⽤することが義務付けられた。しかし、同指針導⼊以前に

29｢原⼦⼒の⾃主的・継続的な安全性向上に向けた提⾔」（総合資源エネルギー調査会電⼒・ガス事業分科会原⼦⼒⼩委員会原⼦⼒の⾃主的安全性向上に関するワーキンググループ）
http://www.meti.go.jp/committee/sougouenergy/denryoku_gas/genshiryoku/anzen_wg/rep
ort_02.html

30

原⼦⼒安全委員会「発電⽤軽⽔型原⼦炉施設の⽕災防護に関する審査指針」

18

建設されたプラントに対しては、不燃性、難燃性ケーブルの代替として延焼防⽌剤を塗布したケーブルを使⽤することが容認されていた31、32。
原⼦⼒規制委員会発⾜後は、同委員会によって作成された「実⽤発電⽤原⼦炉及びその附属施設の⽕災防護に係る審査基準」においてプラントで難燃性ケーブルを使⽤することが事業者に求められている。ただし、そのガイドには「不燃性材料⼜は難燃性材料と同等以上の性能を有するもの（以下「代替材料」という。）である場合、もしくは、当該構築物、系統及び機器の機能を確保するために必要な代替材料の使⽤が技術上困難な場合であって、当該構築物、系統及び機器における⽕災に起因して他の安全機能を有する構築物、系統及び機器において⽕災が発⽣することを防⽌するための措置が講じられている場合は、この限りではない」と⽰されており、不燃性材料⼜は難燃性材料と同等以上の性能を有す場合のみ代替材料を認めている33、34。しかしながら、「不燃性材料⼜は難燃性材料と同等以上の性能を有する」とは具体的にどういう要件なのかが⽰されておらず、個別の判断が必要となっている。
具体的な事例として、⽇本原⼦⼒発電（株）の東海第⼆発電所における 2013 年 7 ⽉ 4 ⽇付第 122 回の審査会合を挙げることができる。同会合では、論点として、「防⽕塗料を塗布した⾮難燃性ケーブルについては、①難燃ケーブルとの同等性、②施⼯性及び施⼯管理、③耐久性、④防⽕塗料の塗布による悪影響、⑤検認性に関し説明すること。」が挙げられている。規制委員は⽇本原⼦⼒発電（株）に対し、この対策が難燃性素材と同等の性能を持つかどうかを詳細説明するよう求めた。⽇本原⼦⼒発電は、ガイドに実証試
験例として⽰されている UL 垂直燃焼試験と IEEE 規格 383 燃焼試験の結果をもって同等の性能を⽰そうとしており、今後審査される予定となっている。
「規制活動は常に、⽂書化されている規制の整合性を確認すべき⼀致すべき」という「⾸尾⼀貫性」と「明確性」が問われている事例であるが、「規制項⽬の細部にわたり要件を⽂書化することの難しさ」を⽰している事例でもある。
⽶国の NRC では、ブランウンズフェリーの⽕災事故の教訓を規制に取り⼊れ、規制内容改善に取り組み、ある基準を満たしたケーブルの使⽤することが認められている。その基準として、⽶国電気電⼦⼯学学会（IEEE）規格 383（原⼦⼒発電所⽤ケーブル等の型式試験）もしくは、IEEE 規格 1202（産業・商業施設
⽤のケーブル燃焼試験の IEEE 標準）を満たすことを REGULATORY GUIDE 1.18935で規定し、どのような試験を合格すれば使⽤可能か明確に⽰されている。なお、⽕災防護に関し規制要件と不適合を起こしているプラントが実際に存在していることから、NRC では、プラント共通の規制基準に基づく評価のほかに、個別プラントの特性に応じた評価を⾏っており36、これらの評価結果を含めプラント許認可ベースの変更
31

第 4 回発電⽤軽⽔型原⼦炉の新安全基準に関する検討チーム資料「⽕災に対する設計上の考慮」についてhttps://www.nsr.go.jp/committee/yuushikisya/shin_anzenkijyun/data/0004_01.pdf

32

保安検査として保安院が確認を⾏う定期安全レビュー（Periodic Safety Review, PSR）において、⾮難燃性ケーブルは、同等性の観点からの確認であった。

33

実⽤発電⽤原⼦炉及びその附属施設の⽕災防護に係る審査基準
https://www.nsr.go.jp/nra/kettei/data/20130628_jitsuyounaiki03.pdf

34

新安全基準（設計基準）⾻⼦案における主な論点と確認をいただきたい事項
https://www.nsr.go.jp/committee/yuushikisya/shin_anzenkijyun/data/0007_04.pdf

35

NRC REGULATORY GUIDE 1.189 FIRE PROTECTION FOR NUCLEAR POWER PLANTS

36

NRC Appendix A to Part 50̶General Design Criteria for Nuclear Power Plants

19を承認した理由を “Safety Evaluation Report” と呼ばれる、報告書として⽂書化し37、規制活動全般において参照することができる。
（例２）北海道電⼒泊発電所 3 号機では、2014 年 2 ⽉ 4 ⽇の第 77 回審査会合にて、重⼤事故時に格納容器の減圧・冷却を⾏う「格納容器スプレー」の配管を多重化することが求められることになったが、これは「いったん確⽴した規制判断を簡単に覆さない」という規制の⾸尾⼀貫性が⽋けるものである。
建設時は、旧原⼦⼒安全委員会による安全設計審査指針９．
「信頼性に関する設計上の考慮」で、単⼀故障を仮定しても所定の安全機能を達成できることを要求されていたことから、考慮すべき頻度で発⽣する
静的機器の単⼀故障については、それぞれの故障モードと故障確率とを考えた上で、破断のみならず⻲裂も想定し難いものとして、フランジ部等からのリークを想定し、指針の要求を満たすものと評価していた。
新規制基準変更後も、ガイドの記載内容は変わらず「実⽤発電⽤原⼦炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」において、静的機器の単⼀故障については格納容器スプレー設備を含む重要性の⾼い系統について「単⼀故障の発⽣の可能性が極めて⼩さいことが合理的に説明できる場合、
あるいは、単⼀故障を仮定することで系統の機能が失われる場合であっても、他の系統を⽤いて、その機能を代替できることが安全解析等により確認できれば、当該機器に対する多重性の要求は適⽤しない。
」とされていた38。そこで、北海道電⼒（株）は、静的機器の単⼀故障にかかる設計の妥当性を確認し、格納容器スプレー配管の信頼性の⾼さを⽰した。しかし、審査会合において、「ガイドでは静的機器については信頼性を考慮して単⼀故障を想定する場合と想定しない場合があり、想定する場合は機能喪失を仮定していた。ガイドは発⽣するかどうかで区別しており、頻度により故障想定を変えることは許容していない。
この配管の機能が失われることとは流路が絶たれること」との⾒解を受け、多重化が必要となった39。

規制委員会は国家⾏政組織法第３条に基づいた⾮常に独⽴性の強い規制機関である。それだけに、外部から規制委員会の規制活動や審査プロセスなどについて何らかの「圧⼒」になるように働きかけることは許されていない。だとすれば、規制委員会がしっかりとした規範を⾃ら課し、その規範に則って⾃らの活動を規律するということが⾮常に重要になってくるのである。こうした独⽴性の制度的担保の陰に隠れて、外部とのコミュニケー
ションを断ったり、さまざまな技術的知⾒に⽿を傾けることを拒否したりするならば、それは⾃らの判断や活動についての⾃信のなさの現れだと受け⽌められかねない。独⽴と孤⽴は違うとよく⾔われるが、「⾃⼰規律なき独⽴」はそれ以上に⼤きな問題である。
そうなる前に、⽶国並みの活動原則を打ち⽴てて、それを規制活動の実際的な基本⽅針
37

独⽴⾏政法⼈ 原⼦⼒安全基盤機構「欧⽶諸国の規制制度・規格基準の実情調査（⽶国の設計審査の具
体的プロセスなどの調査）に関する報告書 2005 年

38

実⽤発電⽤原⼦炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈
https://www.nsr.go.jp/nra/kettei/data/20130628_jitsuyounaiki01.pdf

39

2014 年 2 ⽉ 14 ⽇第 77 回審査会合 議事録
http://www.nsr.go.jp/activity/regulation/tekigousei/data/20140204-2.pdf

20

とするべく、現状の活動原則を再度根本から議論し直すべきである。またそのようにして樹⽴された原則は、場合によって炉規制法⼜は原⼦⼒規制委員会設置法に唱うことも検討する必要がある。
ライセンシー（事業者）の組織ガバナンスについてコメントや改善を要求する⽴場にある規制委員会が、⾃らの組織ガバナンスの基軸となる活動原則を、この程度の抽象度でしか有していないことは、事業者の規制委員会の活動や判断に対する信頼感も喪失させてしまいかねない。炉規制法が存在する限り事業者は規制委員会の要求通りの措置を講じることは間違いないが、それだけでは形式的な法規制遵守しか⽣まない。しかし、事業者の規制委員会の判断に対する敬意なり信頼が基礎となっていれば、安全性の向上に向けた取組
みを事業者が⼀層進めるモチベーションにもなる。
「⾯従腹背」といった状態に陥らないよ
うにすることが肝要である。
また、同時に、そうした新たな活動原則が拠って⽴つ安全確保へのアプローチのあり⽅（NRC の場合は「risk-informed performance-based」）について、技術論的・⽅法論的な観点から⼤掛かりな議論をスタートすべきである。これまでは個別プラントの新規制基準適合審査にリソースが取られて、こうした議論を⾏う余裕がなかったことは理解できるが、そろそろ本質的な規制⾏政のあり⽅論について着⼿すべきである。
その際、ここでも PRA の活⽤は重要である。上述してきたような規制の「解釈の余地」、「恣意的な審査判断」が問題となるときに、最終的な⻭⽌めは定量的安全⽬標の規制運⽤への取り⼊れと PRA の活⽤が効果的な対策となる。1995 年に NRC は「PRA 活⽤政策声明」
を⾏い、以下の⽅針を明らかにしている。
「規制資源の効率的な活⽤のため、以下の⽅針の下で、PRA の利⽤拡⼤を図る。
①

決定論的⼿法を拡充し向上させ、伝統的な深層防護の思想と整合的な形で利⽤する。

② PRA の感度分析、不確かさ分析を不必要な保守性を排除する⽬的で利⽤する。
③ 現実的な PRA を第三者によるレビューの下で利⽤する。
④

安全⽬標と規制運⽤とを繋げるために利⽤する。

⑤

バックフィットする必要性についての規制判断のために利⽤する。」

⽇本でもこうした PRA の活⽤に関して、規制の恣意性を排除し、予⾒可能性を⾼めるために、事業者と規制委員会は真剣な検討を始めることが期待される。両者ともに積極的に取り組まないようであれば、「政策声明」に代えてこの旨を炉規制法⾃体に位置づけることも考えられる。

21

（２）規制プロセス・⼿続きの法令化
予⾒可能性を抜本的に改善する⽅策は、規制プロセスや⼿続きを⽂書化すること、さらに、適当な場合には法令で⽂書化を義務づけていくことである。
規制委員会は、2012 年 9 ⽉ 19 ⽇に⾃ら定めた「原⼦⼒規制委員会の業務運営の透明性の確保のための⽅針」40の中で、「３．⽂書による⾏政の徹底
規制法令を適切に執⾏するために必要な被規制者等に対する処分、指⽰、指導及び要請並びに法令解釈の回答は⽂書化する。緊急時等やむを得ない場合に⼝頭で⾏う指⽰及び要請についても事後に⽂書化する。」と唱っているが、実際には上記の事例もあるように、この⽅針が徹底されていない。この点は予⾒可能性に最も影響する点なので、内規による⾃⼰規律が機能しておらず、今後とも機能させる意思がないと看做される状況が続けば、より上位の法令によってデュー・プ
ロセス＝⺠主的⼿続き統制を働かせる必要がある。その重要な対象例としては、バックフィット⼿続き、審査会合・事前ヒアリング時での規制機関側コメントや解釈が挙げられる。
ⅰ）バックフィット⼿続きバックフィットに関連した今回の設置変更等の許認可プロセスは、当初⽥中規制委員⻑
私案（2013 年３⽉ 19 ⽇「原⼦⼒発電所の新規制施⾏に向けた基本的な⽅針（私案）」）として提⽰され、それが委員会で了承されたことにはなっている（これも 2013 年６⽉４⽇に国会に提出された規制委員会の年次報告で、その事実が確認された）が、現在に⾄るまで正式に⽂書化されているわけではない。原⼦⼒規制庁が運⽤指針を⽰しているがそれ⾃体法的根拠は明確ではなく、本来はそうしたものも含めて炉規制法上政令に委ねる形で、正式な法的⼿続きとして決定すべきものである。以下、三つの具体的な問題を指摘する。
第⼀に、2013 年７⽉の新規制基準施⾏時よりも前から動いていた⼤飯原発３、４号炉については、「新規制施⾏前から稼働中のプラント」として、事業者が「新規制基準をどの程度満たしているのか把握するための確認作業を、新規制基準の内容が固まった段階で速やかに開始することとし」（規制委員会年次報告）、問題がないと判断されたことから、その時点で「特例」的に運転継続が認められた。しかし、そうだとするならば他のプラントも40

原⼦⼒規制委員会の業務運営の透明性の確保のための⽅針
http://www.nsr.go.jp/disclosure/data/securing_transparency.pdf

22新規制基準施⾏前に再稼働させておき、規制委員会による確認作業を経て問題がないと判断されれば、運転継続が認められたのだということになる。すると、⼤飯原発の審査⽅法
は「特例」ではなく他のプラントにも適⽤できる⼀般原則にすることがなぜ不可能なのか
理解しがたい。
もちろん、⼤飯原発はたまたま旧規制下で運転が認められてきたために、その法的有効性を経過的に認めただけで、次回の定期検査の後は設置変更許可プロセスを経ることが必要としたのだとの反論はあるだろう。しかし、少なくともこの特例的なプロセスで稼働中のプラントの安全確認はできるということを規制委員会⾃ら証明してしまったわけだから、
今後新たなバックフィット事項が⽣じても、こうした基準適合審査プロセスについては、プラントを稼働しながらの審査を認めることは原則として可能だということになる。炉規制法のバックフィット条項（第 43 条の３の 23）には「基準に適合していないと認めるとき」、規制委員会は「必要な措置を命じることができる」と規定しているのみであり、設置変更許可等の許認可⼿続きに⼊る前に、規制委員会が基準に適合しているかどうかの実態を確認することが前提とされているとも⾔え、⼤飯原発の例を特例ではなく、基本原則とすることは法的にも可能である。この点が法令的に確⽴された⼿続きとして認められれば、第１章で述べたような規制委員会と事業者との間の神経戦のようなやりとりが⽣じることなく、事業者が規制委員会と建設的な議論を⾏うために必要な時間を費やせる環境が整備され、真に事故リスクを低減し、ひいては安全性の向上、効果の⾼い安全対策の選別に寄与することができる。
第⼆に、多くのプラントで問題が⽣じているのが、基準地震動のバックフィットである。
本来、基準地震動はプラントを設計するための情報であって、その設計情報をもとに建設されたプラントに対して新たな設計情報を基にバックフィットするという考え⽅はそれ⾃体おかしい。従来は、耐震指針が改定された際にはバックチェックを事業者に⾏わせ、新
しい基準地震動に対して安全が確保されるかを確認することとされ、その際の判断基準としては機器・構造物の実際の耐⼒が許容されていた。
バックチェックでなくバックフィットの場合は、「技術基準への適合」を判断するので、機器・構造物の耐⼒に余裕をもった判断基準になる。新たに設計して建設する際には、余裕をもった判断基準（数倍の余裕）を適⽤するのは当然だが、既に建設されたプラントに対してはそこまでする必要はなく、想定される地震動に耐えるかどうかを確認すれば⼗分である。にもかかわらず、新たな基準地震動を既存のプラントの機器・構造物にまで「適合すべき技術基準」として適⽤しようとしていることに問題の本質的原因がある。
規制委員会の地震関連の審査の現状を⾒ると、上記の原則が⼗分理解されているとは⾔23

えない。この点は原⼦⼒発電所のみならず、核燃料サイクル施設にも当てはまる問題であって、今後の操業に極めて重要な影響を及ぼすであることから、抜本的な対応が必要である。
第三に、バックフィット規定の適⽤時期の問題である。これについて、NRC では「公衆の適切な防護」に影響がある場合にのみ、コストを考慮せずに迅速なバックフィットを要求し、それ以外は、改造・追加設備投資によるコストと安全性向上によるメリットを⽐較したうえでバックフィットの要否を判断することが連邦規則41に定められていることは上述したとおりである。さらに、いずれの場合も、バックフィット命令時には、同時に、事業者が命令を遵守できるかどうかの回答や実施計画の提出を求め、対策実施に必要な期間を考慮して猶予期間を定め、運転を⽌めることなくバックフィット⼿続きを進めている。
それに対して、上記⽥中委員⻑私案での「施⾏期間」（猶予期間）を決めるプロセスは不明
確であり、予⾒可能性が低い。
このように、即時適⽤が重要視されるものとある程度猶予期間が必要なものを選別する
ことが、活動原則の⼀つである「効率性」に照らして重要な課題となるが、その施策の選別において、リスク－ベネフィットの概念を適⽤し、即時対応の必要性を定量化した上での客観的な判断基準を設けること、また、施策適⽤に対する猶予期間についても同様の⼿法を⽤いて適⽤時期についても決定する仕組みを構築することが必要である。
ⅱ）審査プロセスにおいて⽰された規制当局⾒解の⽂書化
NRC の安全審査においては、個々の審査プロセスを通じて規制当局の安全基準に関する
詳細な考え⽅が明⽰されている。この審査過程で明確になった規制職員の安全基準に関する解釈は、NRC が発⾏する正式な指針やガイドラインとして⽂書化されている（図４参照）。
NRC が発⾏するガイドライン等には法的拘束⼒はないものの、担当者個⼈に依存しない安全基準に対する評価・解釈・判断の⼀貫性や継続性を担保する重要な⼿段となっている。
このうち代表的なものとして、標準審査指針（Standard Review Plan、SRP）や規制ガイ
ド（Regulatory Guide、RG）が挙げられる。

41

10CFR50.109 Backfitting.

24

図 4 ⽶国における標準審査指針やガイドライン

翻って⽇本ではどうか。現在の設置変更審査プロセスでは、審査会合や事前ヒアリング時の規制機関側（委員会なのか規制庁なのかも判然としない）からの要求が、規制基準判
断として述べられているのか、単なる要望事項なのかが明確ではないまま事業者に⽰され、またその記録が⽂書として体系的に蓄積されているとは⾔いがたい。インターネット中継においても、規制委員会と事業者間のやりとりで、何がどういう根拠でどう決まったのか、あるいはどういう宿題が出たのかが明確ではない場合が多く、審査における規制機関の判断の⼀貫性や透明性に疑問符が付いてしまっている。審査開始から今⽇までの数ヶ⽉に亘る個別ヒアリングや審査会合の中で、規制委と事業者が対話を通じて曖昧であった許可基
準や審査基準が徐々に明確になってきているが、提⽰された基準判断が参照可能な規範として定型化されていない。下記⾏政⼿続法第５条に照らしても、こうした状況が改善されることが望まれる。
⾏政⼿続法第５条（審査基準）
第５条

⾏政庁は、審査基準を定めるものとする。

25

２

⾏政庁は、審査基準を定めるに当たっては、許認可等の性質に照らしてできる限り具体的なものとしなければならない。

（例）2014 年 6 ⽉より新たに開始した審査においては、規制庁は、事業者に対し、先⾏して審査会合を開始した審査中のプラントの審査内容を踏まえたものにしているかどうかを問うている42。しかし、先⾏
して審査中のプラントの審査内容が、どの範囲で当該プラントに特有の内容であり、どの範囲でプラントに当てはまる⼀般的な内容なのかについては明らかになっていない。どのように参照すべきなのかが明確になっていない審査内容を、事業者が⾃⼰解釈し、申請書に反映することが求められている。8 ⽉ 20 ⽇現
在、審査開始から、20 プラントの申請書が規制委員会に提出され、次々と審査を進めなければならない規制委員会としては、時間のない中で効率的に審査を進めるためには、このような⽅法をとらざるを得ないという⾔い分もあるかもしれない。しかし、そうだとしても今後ともこうした進め⽅がなされれば、審査プロセスや規制側判断についての予⾒可能性が阻害されている状況はますます悪化することを認識する必要がある。

今後の審査における⼀貫性と透明性を確保していくためには、こうした審査プロセス中に⽰された規制機関側の規制基準に対する解釈や判断等のあらゆる⾒解を体系だった形で⽂書化して蓄積することが必要である。参照可能な⽂書として継続的に蓄積される仕組みを構築することにより、事業者の提⽰した対策に関する規制委員会の解釈の違いや、対応不備と判断した際の根拠が記録・事例化される。その結果、将来の審査において過去の判断を規範として活⽤することが可能となり、規制側も効率的かつ質の⾼い審査を進めることができる⼀⽅、事業者も無駄な準備を⾏う必要がなくなることから、審査プロセス全体の効率化が図られることになる。
さらに、後続の審査において同様の基準解釈が適⽤できるのか、もしくは異なる結論に⾄るのであれば、どこに先例との差異があるのかを明らかにすることが可能となり、規制
基準の進化にも資することが期待できる。⽂書化には多くの⼈的リソースが必要であり現実的ではないとの⾒⽅もあるが、IT 技術を駆使することにより効率的に⽂書化を図ることもできるうえ、いったん⽂書化されれば審査プロセスそのものの⽣産性が上がるため、⼗分⼈的投資に⾒合うものとなることは間違いない。予算や⼈員確保も重要な課題だが、規制機関にそうした意識を植え付け、実効性を担保するために、⽂書化の原則を炉規制法上も明確化することが肝要である。
情報公開、透明性の確保は当然重要な原則である。しかし、それは本来意思決定がどの

42

規制委員会 第 119 回原⼦⼒発電所の新規制基準適合性に係る審査会合
http://www.nsr.go.jp/activity/regulation/tekigousei/h26fy/data/20140617.pdf

26

ようなロジックと価値判断で、どのような議論を経て⾏われたのかを公に説明責任を負うということであって、単にインターネットで諸会合を中継することではない。諸会合では
そのやり取りを衆⼈環視の下に置くことによって、規制側は視聴者を意識して厳しい姿勢
や頑固な物⾔いをするなどのパフォーマンスをするインセンティブが働き、⼀⽅、事業者は低姿勢で恭順の意を⾒えるように⽰すことがプライオリティの第⼀に置かれかねないな
ど、安全性向上に向けた⾃由闊達な議論が⾏われる環境が構築できなくなってしまうマイ
ナス⾯の⽅が⼤きい。また中継されない会合は「密室」「謀議」などと批判されかねず、規制側と事業者側のコミュニケーションを阻害することになってしまえば、本末転倒である。
⽂書化を原則とすることは、こうした「劇場型規制活動」から、より冷静な議論を積み重ねて論理性に基づく合理的規制判断を追求する規制活動に変化させていくことにも資するものである。今後の審査に当たっては、インターネット中継によるイベント・⾒せ物的なやりとりを⾏うのではなく、審査する側が申請書を徹底的に精査して、問題点や明らかにすべき点を⽂書により申請者に質問し、申請者は⽂書で回答するという⽅式にすべきである43。これは、⽂書化を法定化するかどうかに関わらず、である。

（３）外部知⾒の取⼊れ及び意思決定プロセスの問題
NRC の「⾸尾⼀貫性」の原則、規制委員会の「向上⼼と責任感」にあるように、規制機関は常に最新の知⾒を学び、消化して、より安全性が⾼い規制基準を策定していく努⼒を⾏うことが必要である。ところが、現在の規制委員会の姿勢は、外部からのインプットを拒んでいるとしか⾒えず、相当批判の声がある。
例えば、断層問題を取り扱う有識者会合において、過去の安全審査に携わった有識者はメンバーになれないといった制限などは、規制委員会の⽴ち位置を外部に⽰すというパ
フォーマンス的な意味はあるが、その分野におけるすべての専⾨的知⾒を集めて討議を加えたうえで判断を下すという上記の組織活動原則に照らしても、⾃⼰⽭盾の状態にあると断ぜざるを得ない。
こうした場⾯場⾯で多く発⽣している問題は次の例を参照していただくこととし、以下では外部知⾒の取⼊れ及び意思決定プロセスの問題に関するより⼤きな問題である 40 年
運転期間制限問題、地震・断層問題の議論の進め⽅、リスク評価とリスク管理機能の⼀体化問題を検討する。
43

また、パワーポイントはあくまで理解を助けるための参考資料であり、これを正式な審査資料代わりに使⽤していけば、その作成労⼒が膨⼤なものに上るにもかかわらず、最終的に必要となる⽂書を再度作成せざるをえないことになる。規制機関も事業者もともにこの共通認識を持つべきである。

27

（例）規制委員会が、電気事業者等に対する原⼦⼒安全規制等に関する決定を⾏うに当たり、同委員会は「外部有識者から意⾒を聴くにあたっての透明性・中⽴性を確保するための要件」を 2012 年 10 ⽉ 10 ⽇に制定した。同⽂書では、議論を公開し、透明性を⾼めること及び利益相反に関連する可能性のある情報として、外部有識者の電気事業者等との関係に関する情報の公開を⾏うための運⽤等が定められている44。
しかし、どのように外部有識者を選定するのかという選考⽅法に関して規定は無く、また選定要件についての考え⽅についても規制委員会は沈黙している。例えば、敷地内破砕帯の調査に関する有識者メンバー
は「⽇本活断層学会」「⽇本地質学会」「⽇本第四紀学会」「⽇本地震学会」の関係４学会から推薦を受けて選定されたが、他にも関係する学会はあり、この中から４学会が選ばれた理由が明らかになっていない。
また、有識者会合のメンバーについては、別のサイトの審査に関わった者まで排斥されるわけではないが、過去当該サイトの審査に関わった者は⽋格事由に当てはまり、科学的知⾒の集積・集約に規制委員会
⾃ら枠をはめてしまっている。これは公平を期するためという理由だが、であれば、それによって⽋けてしまう科学的知⾒についてどのような代替⼿段で情報収集することにするのか、⾃らその⽅法を⽰すことが必要である。単に他の研究者を選んだということで済むものではない。
⼀⽅、NRC では、あらゆる有識者会合を実施する際の⼿順が⽂書化されている45。例えば、NRC の諮問機関として有識者から構成される委員会である ACRS（原⼦⼒安全諮問委員会）では、有識者の意⾒により、委員会の決定は⼤きく変わってしまうという認識に⽴ち、スクリーニングパネルと呼ばれるメンバー選定を専⾨とするチームによってメンバー選定を⾏っている46。パネルは候補者に求められている専⾨知識だけではなく、過去の経験や他の知識、能⼒についても点数化し、審査し最適な有識者を選出し、委員会に報告している。

ⅰ）40 年運転期間制限問題
原⼦⼒発電所の運転期間を原則として 40 年に制限するという新たな炉規制法の規定についても⼿続き的な問題が存在する。その条⽂は以下のとおりだが、原⼦⼒発電所の運転は、使⽤前検査に合格した⽇から原則として 40 年とし、規制委員会の認可を得たときに限って、20 年を越えない期間で運転延⻑できるとするものである。
（運転の期間等）
第43条の３の31

発電⽤原⼦炉設置者がその設置した発電⽤原⼦炉を運転することができる期間は、当該発電⽤原⼦炉の設置の⼯事について最初に第43条の３の11第１項の検査に合格した⽇から起算して40年とする。
44

原規技発第 121010001 号 規制委員会決定
http://www.nsr.go.jp/committee/yuushikisya/data/sinkoku_youken.pdf

45

10CFR Part 7 -ADVISORY COMMITTEES
http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/cfr/part007/full-text.html#part007-0001

46

PROCEDURES FOR OBTAINING NOMINATIONS FOR NRC'S ADVISORY COMMITTEES
http://www.nrc.gov/about-nrc/policy-making/icp-appendix-1-2011.pdf

28

２

前項の期間は、その満了に際し、原⼦⼒規制委員会の認可を受けて、１回に限り延⻑することができる。

３

前項の規定により延⻑する期間は、20年を超えない期間であって政令で定める期間を超えることができない。

４

第２項の認可を受けようとする発電⽤原⼦炉設置者は、原⼦⼒規制委員会規則で定めるところにより、原⼦⼒規制委員会に認可の申請をしなければならない。

５

原⼦⼒規制委員会は、前項の認可の申請に係る発電⽤原⼦炉が、⻑期間の運転に伴い
⽣ずる原⼦炉その他の設備の劣化の状況を踏まえ、その第２項の規定により延⻑しようとする期間において安全性を確保するための基準として原⼦⼒規制委員会規則で定める基準に適合していると認めるときに限り、同項の認可をすることができる。
この問題は、事業者の経営や電気料⾦に⼤きな影響を与える。というのも、原⼦⼒発電所は⼤きな初期固定投資を必要とする⼀⽅、償却が終了すればその後は変動費のみのコストで運営できることから、安全性が確保される限りできるだけ⻑期間運転できた⽅が経済的に有利になるからである。2013 年 7 ⽉現在、⽇本の 50 基の原⼦⼒発電所中運転開始から 30 年を越えるものは 17 基、そのうち 35 年を越えるものは 10 基（うち 3 基は既に 40年を越えている）ある。したがって、近いうちに事業者はこうした⾼経年炉に関して、運転延⻑の認可を申請するかどうかの決断を迫られる。それもちょうど 40 年のタイミングでは間に合わず、満 40 年を迎える２年くらい前までには、延⻑申請するかどうかを社内的に決定しておかなければならない。その決定を下すためには、認可を得るために必要となる
安全対策に関する追加投資コストがどの程度になるか、またその資⾦調達がどのような条件で可能となるかが明らかになっていなければならない。さらには、仮に認可が下りるとしても、延⻑期間として何年が認められるかが予測できない場合には、こうした決断は極
めて困難な⾏為となる。
この運転期間制限を規定した炉規制法は議員⽴法だったのだが、そのことは現在全く忘れて去られている状況にある。その結果、この炉規制法は（三条委員会であるとはいえ）
政府の⼀員である規制委員会が字義通りに運⽤しなければならないと考えている向きも多いのではないだろうか。しかし、議員⽴法は議員によって国会で提案され、法案の趣旨説
明や質疑も議員同⼠・会派同⼠で⾏われるのであり、政府がその法案の第⼀義的解釈を⾏うのではなく、法案の提案者である議員が発議者・⽴法者としての意思を質疑の中で表明していくこととなるものである。
すなわち、政府解釈は⼆義的なものだということだ。さて、それではこの 40 年問題につ29

いての発議者の意思はどうだったのかを国会審議録から探ってみる。（以下、下線はすべて筆者）◯加藤修⼀君・・・私は、３・11の悲惨な事故を考えたならば、この当初出てきた40年ということについてはしっかりと対応すべきではないかと、このように考えており・・・○衆議院議員（⽥中和徳君）

今の加藤先⽣のお話でございますが、私たちも⼀応、この法案を提出するに当たりまして、40年については認めた形になっております。ただ、先ほど来より申し上げておりますけれども、40年という数字の設定は、先⽣が⼀番御存
じのように、やはり少し政治的な数字であろうと思っておりますし、科学的な知⾒だけに基づいて決定した数字でもないと思っております。そういうことで、元に答弁戻るわ
けでございますが、40年は取りあえず私たちは尊重して、40年の数字をこの法⽂の中にも⼊れてございますけれども、新たなる組織が国会の中で選ばれ、成⽴し、スタートした時点では、やはりその委員会並びに規制庁の考え⽅を尊重すべきだと、このことについては重ねて答弁をさせていただきたいと思っております。
（参議院環境委員会

2012年６⽉18⽇）

すなわち、40 年という運転制限期間は仮置きの数値で、規制委員会発⾜後にその期間の妥当性について根本的に科学的分析を⾏って吟味していくことが予定されていたのである。
○⽔野賢⼀君

そうすると、今の話は、委員会が今後専⾨家としての⾒地から 40 年というのを例えば 60 年というふうに延ばすということもあり得るかもしれないし、20 年ということにすることもあるかもしれないしという、そういうニュートラルな、法⽂上はニュートラルだという、そういう理解でよろしいですか。
○衆議院議員（⽥中和徳君）（参議院環境委員会

全くそのとおりです。

2012 年 6 ⽉ 19 ⽇）

上記のように、⽴法者はこの 40 年問題について、規制委員会の良識と専⾨性を信頼し、委員会発⾜後に抜本的な検討が⾏われることを期待していたことは明らかである。
また、下記の参議院付帯決議の中に「既存の⾼経年化対策等との整合性を図る・・こと」とある。その理由は、IAEA によって求められている「定期的に経年劣化も含めた総合的な安全再評価（定期安全レビュー）」について、⽇本は既に運転年数 30 年を過ぎた段階からこの定期安全レビューを⾏ってきているからである。その点をとらえ、原⼦⼒学会は、201230

年 6 ⽉ 7 ⽇に出された原⼦⼒学会声明「原⼦⼒安全規制に係る国会審議に向けての提⾔」
において、⽇本では、継続的な安全性向上の観点から 40 年運転制限より厳しい措置を既に講じていると⾒ることができ、「『40 年運転制限性』の採⽤に当たっては、本来、規制機関
が、純粋に安全性の視点に⽴ち、合理的・科学的議論を堂々と開かれた形で⾏い、運⽤す
る制度についても合理的・科学的な説明が可能でなければならない」と述べている。
原⼦⼒規制委員会設置法附則第 97 条
附則第 17 条及び第 18 条の規定による改正後の規定については、その施⾏の状況を勘案して速やかに検討が加えられ、必要があると認められるときは、その結果に基づいて所要の措置が講ぜられるものとする。
参議院附帯決議
22・・・また、発電⽤原⼦炉の運転期間 40 年の制限制度については、既設炉の半数近くが運転年数三⼗年を経過していることから、既存の⾼経年化対策等との整合性を図る
とともに、今後増加が⾒込まれる廃炉について、その原⼦炉施設や核燃料物質などの処分の在り⽅に関し、国としての対策を早急に取りまとめること。
23

・・・本法附則に基づく改正原⼦炉等規制法の⾒直しにおいては、速やかに検討を⾏い、原⼦⼒安全規制の実効性を⾼めるため、最新の科学的・技術的知⾒を基本に、国際的な基準・動向との整合性を図った規制体系とすること。
こうした状況に対して、規制委員会はどのようには反応したのか。⽥中規制委員会委員
⻑は、発⾜直後の記者会⾒で次のように答えている。
「それから、40 年廃炉はアプリオリに決めるのかという話が、国会でも質問がありました。ただし、私は 40 年というのは、1 つの技術の寿命としては、結構、そこそこの⻑さだというふうにお答えしました。当初、それを開発してつくった⼈たちも、ほぼ卒業するような⼈間であります。それで、今後、規制委員会としては、バックフィッ
トというのは⾮常に重要になります。40 年前の炉をつらつらと眺めてみると、40 年
前の設計は、やはり今これからくろうとする基準から⾒ると、必ずしも⼗分ではないというところがあります。では、そのバックフィットをどういうふうに今後課していくかということの中で、40 年を超えて 20 年延⻑する、もっと延ばすという対応が、本当に事業者がするかどうかということは、これは、今、私は判断できないですけれども相当困難なことであろうと思います。政治的にそういう発⾔があったのは承知し

31

て、あとは規制委員会に任せますというのも、これもちょっとどうかと思いますが、それは、そこまで⾔う必要はないのかもしれませんが、基本的にはそういう考えでいます。」（2012 年 9 ⽉ 19 ⽇）
この⽥中委員⻑の「ちょっとどうかと思う」という認識はおかしい。⽴法者の意思として、きちんと規制委員会委員に信頼できる専⾨家が選ばれ、委員会が機能するようになってから、きちんと 40 年問題についての科学的調査分析を⾏うことを期待していたことに対して、そうした検討も⾏わない前から規制委員会はそうした期待に沿うことはしないと宣⾔するようなことは、法律による⾏政という法治主義そのものを危うくしてしまいかねない。
⽥中原⼦⼒規制委員⻑が、40 年という期間の妥当性そのものについての検討を⾏うつもりはなく、単に延⻑条件の検討が規制委員会の役割と考えていることが次の発⾔に表れている。
「原則は 40 年で終わりなんです。状況によっては、それを延⻑することもできると書かれていますので、延⻑するに当たっては、どういうことが条件になるかというのは、今、議論をしている最中なんです。そういうことがきちっと出されてきて、かつ、事業者がそれに対応してきた場合には、そこでもう⼀回考えなければいけないわけです。
原則は 40 年で、御指摘のとおりです。」（2012 年 12 ⽉ 12 ⽇）
好意的に解釈すれば、規制委員会あるいは規制委員⻑としては、新規制基準という形でこれまでになく厳しい技術条件を課するその時点で予定していたわけで、それ以上あるいは以外の別基準を検討する必要なく、各プラントが厳しい新規制基準を満⾜すればよい（だが実際には、それをクリアするだけの投資は経営判断としても難しいだろう）と考えたのかもしれない。そうしたことに加えて、当時政治的に決まった 40 年運転制限に後ろ向きとの印象を避けたかったのだろうと思われる。ただ、この会⾒の発⾔からそうした意図を汲み取るのは難しい。
そうした事情のせいか、この後、規制委員会は外部からの知⾒を収集して、分析討議し、
40 年運転制限が合理的だと⾔えるのかについて全く何の⾏動も起こしていない。この 40
年運転期間制限問題は極めて重要な課題であるにもかかわらず、例えば原⼦炉安全専⾨審査会（以下「炉安審」という）などを活⽤しようともしてしない。上記の好意的解釈をするにしても、こうした不作為が続くようでは、法律の解釈が不安定な状態のままに置かれ32てしまうことになる。
炉安審は、原⼦⼒規制委員会設置法第 14 条にその役割が規定されている。ここには「原⼦⼒規制委員会の指⽰があった場合において」とあり、上記の 40 年運転期間制限問題について、専⾨技術的なレビューを⾏う意図が規制委員会にあるならば、既に指⽰が出ていな
ければならないはずである。それがなされていないということは、⽴法趣旨を無視した⾏政機関の不適切な不作為だが、独⽴性が⾼い三条委員会であるだけに、⾃⼰規律が⽋如している場合にはこうしたことが起こりうるし、それを戒める⼿段も限られてしまうのである。
（原⼦炉安全専⾨審査会）
第14条 原⼦炉安全専⾨審査会は、原⼦⼒規制委員会の指⽰があった場合において、原⼦炉に係る安全性に関する事項を調査審議する。

（例）九州電⼒（株）の川内原⼦⼒発電所における⽕⼭影響評価は、噴⽕の予知という、現代の科学⽔準の不⼗分な問題に対する規制委員会の姿勢が不明確な事例である。
原⼦⼒発電所の⽕⼭影響評価ガイド47は、使⽤済燃料中間貯蔵施設の安全審査で評価実績のある⽇本電気協会の「原⼦⼒発電所⽕⼭影響評価技術指針（JEAG4625）」（2009 年制定）及び IAEA の Safety
Standards ”Volcanic Hazards in Site Evaluation for Nuclear Installations”（No.SSG-21）（2012 年制定）の知⾒をもとに作成されており、原⼦⼒発電所への⽕⼭影響を適切に評価する⼀例を⽰すものとして作成された。
⽕⼭影響に関する評価は、規制委員会が「最⼤の問題は、カルデラ噴⽕という⼈類が⾒たことのない過去の⾮常に⼤規模な噴⽕に対する現在の科学の⽔準が不⼗分である」と述べるように、過去からの審査に関する知⾒はもとより科学的知⾒が限られる分野における審査基準の適合性判断に関わるものであった。
⽕⼭影響評価に関する審査会合が最初に開かれたのは、九州電⼒（株）の川内原⼦⼒発電所である。ガイドでは、巨⼤噴⽕は予知できることを前提に、「モニタリングで予兆をつかみ、原⼦炉の停⽌、適切な核燃料の搬出等を⾏うこと」が事業者に求められている。そして、九州電⼒（株）の審査会合において、⽕砕流シミュレーション検討の必要性が規制委員から指摘されたものの、論点であった「モニタリングの対象となる全ての⽕⼭について、⼤規模⽕⼭活動の予兆を捉えるための観測⽅法（地殻変動観測 等）」について整理がついたことにより、「幾つか検討していただきたいこともございますが、⼤筋ではこの影響評価
はこれで⼀応⼀段落だというふうに⾒ております。」との規制委員の発⾔が⽰すように、九州電⼒（株）の⽕⼭影響評価は実質的に認められた。
しかし、原⼦⼒発電所の運転期間である数⼗年の間に、噴⽕が起こりうるか起きないかについて予知す

47

原⼦⼒発電所の⽕⼭影響評価ガイド
http://www.nsr.go.jp/nra/kettei/data/20130628_jitsuyoukazan.pdf

33

ることは、現在の科学⽔準を越えている、との批判が専⾨家から挙がっている。主な批判は、まず、モニタリングを通じて、巨⼤噴⽕を予知・予測できるのかという、モニタリング⼿法の妥当性と有効性を疑問視するものである。そして⼆つ⽬として、規制委員会がモニタリング⼿法の有効性に拘泥することで、規制委員会⾃らがプラントの安全を証明しようとする姿勢をとりかねないという、安全神話を懸念するものである。
前者の批判にこたえるかのように、原⼦⼒規制委員会の 2015 年度予算概算要求、機構・定員要求に向けた重点施策⾻⼦案では、「⽕⼭影響評価にかかわる研究体制の充実」が盛り込まれる予定で、規制能⼒を改善していこうとする姿勢が⾒られる。⼀⽅で、今後審査の予⾒可能性を向上させるためには、⼤規模な噴⽕などの⾃然事象に対する現在の科学⽔準が不⼗分である中、今後も評価基準についてまわる曖昧さに対し規制委員会がとる姿勢や審議の進め⽅については、明確な⽅針を定めておくべきである。
このような⾼度に科学的・技術的問題を議論して⾏く際には、すぐ次の節で⾒るような議論の集約の⽅法を採⽤して専⾨家パネルを開いたり、⽶国 ACRS（原⼦⼒安全諮問委員会）が NRC に対して直接助⾔を⾏ったりするように、⽇本においても、炉安審・燃安審の多様な専⾨的視点に基づく議論を直接積極的に活⽤していく姿勢を、規制委員会が明確化するべきである。

ⅱ）地震・断層問題等⾼度な技術的議論の進め⽅
前項の最後に触れた炉安審や燃料安全審査会（以下「燃安審」という。）の役割問題は重要である。炉安審等は⽶国の ACRS をモデルとして安全審査を⾏う審査会として 1960 年５⽉の国会の附帯決議に基づき、翌年に法定の審査会として設置された。現在の原⼦⼒規
制委員会設置法においても、炉安審の設置が求められている。
しかし、規制委員会は、従来と役割が変わったとして、従来設置許可の審査を⾏ってきた炉安審等の役割を「国内外で発⽣した事故・トラブル及び海外に置ける規制動向に係る情報の収集・分析を踏まえた対応の要否について調査審議を⾏い、助⾔を含めその結果の報告を⾏う」と限定している48。⼀⽅で、規制基準の策定や基準適合性の審査に当たっては、
法的位置づけが明確ではないアドホックに設置される有識者会合を活⽤しているが、規制委員会は⾃らの能⼒・処理容量を⼤きく上回って、規制基準策定の義務を⾃ら課してしまっており、規制基準を巡る建設的な議論が損なわれる結果となっている。
原⼦⼒安全規制という技術的に⾼度な安全対策の根拠や、国内外における技術⾰新を通じて登場した新技術を採⽤する際に、規制委員会が技術⾯で情報優位にある事業者と対等に議論できるよう、科学的・技術的知⾒を踏まえた公正な⽴場から規制委員会に助⾔を⾏う機能を再構築する必要がある。すなわち、原⼦⼒規制委員会設置法で定められた炉安審の位置付けを、規制委員会の諮問機関として再定義し、その位置付けや法的役割を明定化
48

原規技発第 1405121 号
http://www.nsr.go.jp/committee/roanshin_kakunen/h26fy/data/0001_05.pdf

34

することを検討すべきである。
また炉安審等が、⽶国の ACRS やフランス GPE（常設専⾨家グループ）、ドイツ RSK（原⼦炉安全委員会）のような各国の規制機関を第三者的な⽴場から科学的・技術的な視点で助⾔を⾏う技術諮問組織と交流することで（四極諮問委員会会合）、最新の知⾒を収集や分析をタイムリーに⾏うことが可能となる。
図 5 欧⽶各国における技術諮問組織

2014 年１⽉ 15 ⽇「原⼦炉安全専⾨審査会及び核燃料安全専⾨審査会の設置について」（原⼦⼒規制庁）
を参考にして筆者作成

さまざまな技術関連の規制基準のなかでも、特に、規制委員会における地震・断層問題の議論の進め⽅については、⾮常に批判が多い。
例えば、
１）「有識者会合」の法的・⼿続き的位置づけが不明確であり、その会合の判断は規制委員会の意思決定プロセスにどのように位置づけられているのかが不明であること
２）規制委員会は合議制であるにもかかわらず委員個⼈個⼈にあたかも担当業務や専⾨があるかのような議事運営がされていること
３）（再述になるが）有識者から過去安全審査に携わったメンバーを意図的に外していること
４）有識者会合の専⾨家の学問領域が偏っている（特に変動地形学）こと

35

５）事業者に要求されるデータや説明が、審査判断との関係でどの程度までなら⼗分であるのかについて、規制機関側が確たる指⽰を⽰していないことなどがそうした批判の典型的なものである。
こうした批判はそれぞれに正しいポイントを突いており、個別に改善が必要であることは間違いない。しかし、ここではそれらを再度記述するのではなく、⽶国におけるグッド・
プラクティス（好事例）を紹介することにより、規制委員会での審査プロセスの抜本的改⾰を求めることとする。以下の事例については、規制委員会の「敷地内及び敷地周辺の地質・地質構造調査に係る審査ガイド」にも参照されているが、その⽂脈や⽬的は「事業者が、調査及び調査結果に基づく評価結果の信頼性を確保するためには、調査及び調査結果に基づく評価を、以下のような進め⽅により公開の場において透明性を確保して進められていることが望ましい。
」というものであり、規制委員会⾃⾝がその好事例を参考に審査プロセスを進めるとしているわけではない。しかし、本来まさに規制委員会⾃⾝がこのプロセスを取り⼊れるべきであり、審査プロセス全体の予⾒可能性の改善のため、こうしたプロセスを規制委員会の規則で定めるべきである。
その⽶国における好事例とは、有識者の意⾒や⾒解に⼤きなばらつきがあるような領域（この場合は津波震害分析）において、意⾒をどのように集約していくことが適切な規制判
断につながるかを報告書（NUREG/CR-6372）にまとめたものである。⽶国では⽇本の規制委員会と異なり、NRC 委員⾃らが専⾨家パネルの議⻑を務めることはない。その報告書で推奨されている最適な専⾨的意⾒集約の⼿続きは次のようなものである。

36

図 6 PSHA でのロジックツリーの検討レベル

異
PSHAでは、課題の程度により、とるべき検討方法を差

出典：⽇本原⼦⼒学会 地震 PRA 実施基準

化

附則書より

１）対象とする施設の重要性や課題の技術的難易度を判断し（図６参照）、それらのレベルに応じて専⾨家の活⽤⽔準を判断する
２）技術的難易度が⾼いと判断された場合、専⾨家の意⾒統合を図る技術的なまとめ役（Technical Facilitator/Integrator、TFI）を選任し、TFI が専⾨家によるパネルを編成し、当該分野の専⾨家の分布を公平に集約して、結論あるいは⽅向性を導出する
３）TFI 及びパネルを構成する専⾨家の選定について、TFI は対象とする技術課題に関する専⾨的知識及び意⾒の抽出⽅法に関する専⾨知識を有している必要があり、専⾨家は対象事案に関する専⾨性を有するとともに、科学的中⽴性が求められる
４）TFI や専⾨家は、それぞれ⾃らの意⾒に対しては責任を有するが、評価結果に対する責任は有しないその⼿法を検討した委員会（Senior Seismic Hazard Analysis Committee, SSHAC）は、
PSHA（Probabilistic Seismic Hazard Analysis、確率論的津波震害分析）提⾔において、PSHA の結果の相違は技術的違いよりむしろ⼿続（procedural）的な違いによるところが37

⼤きいと結論付けた49。そして、⼿続上重要な点として、以下のものを指摘している。
１）SSHAC は、専⾨家を活⽤し PSHA を実施する際に、様々な役割についての混乱が共通課題であるとの結論に達した。そこで、SSHAC は、ある特定の技術的⽴場を⽀援する専
⾨家、技術的学会における様々な⽴場の評価者としての専⾨家、技術的な統合者としての専⾨家などの役割について広範囲にわたるガイダンスを提供することにした。
２）SSHAC は、合意形成には異なる 4 つの種類があると確認した。そして、合意形成の難
しさには、次の要因がある。
① 専⾨家間にいわゆる「合意」など存在しないこと。
② 複雑な⾃然科学事象について、「これが正しい」という単⼀⾒解などないこと。
むしろ、SSHAC は、所与の難解な技術的課題対し、PSHA プロジェクトを適切に実⾏するためには、以下の点を探求していく必要があると確信している。
① 著名な技術的学会において技術的に⽀持できる⾒解の範囲を⽰すこと。
② その範囲内での異なる仮説には相対的な（relative）重要性と信頼性が与えられるべきであること。
SSHAC が⽅法論を定義しているのに対して、この情報は PSHA の専⾨家が何を模索することに責任があるのかを⽰しており、SSHAC は、それを模索し、評価することを技術的な統合として定義している。
３）SSHAC は、4 つのレベル（望ましい結果を得るための技術的専⾨家による参画度合を⽰す）からなる技術的課題の複雑さの段階を提⽰している。公式に専⾨家パネルが組織され、課題に関連する技術的情報についてのパネルの⾒解が公式に聞き出される最も複雑なレベル（レベル４）のガイダンスに注⼒している。SSHAC は、複雑な課題を扱える
よう TFI（Technical Facilitator./Integrator）と呼ばれる⼈材を定義した。TFI は、複雑レベルの低い残りの 3 レベルを扱う⼈材である TI（Technical Integrator）とは異なる。
SSHAC の⼿続ガイドの⼤部分がこの TI と TFI の役割をいかに構造化し、実⾏に移すかに割かれている。
４）TI と TFI の共通点は技術的集約である。SSHAC が定義したように、TFI の特殊性は、複数の専⾨家からなるパネルから様々な意⾒を引き出し、難しい判断しなければならな
いような時のファシリテーション能⼒である。SSHAC はこの部分が⼿続き上での落とし49

Recommendations for Probabilistic Seismic Hazard Analysis: Guidance on Uncertainty and Useof Experts: Main Report (NUREG/CR-6372, Volume 1)
Abstract38

⽳となっていると捉えており、SSHAC のガイダンスでは詳述している。実際にメインレ
ポートでは、過去の PSHA で⽣じた問題を特定し、TFI の機能がそれらの問題をどのように克服するかについて論じている。
５）PSHA で起こりがちな技術的な課題においては、課題の複雑さのため、専⾨家パネルやTFI の確⽴ができないことがある。これらの課題の技術的な集約は、TI によってされることになる。
６）SSHAC のガイダンスにおいて、TFI プロセスの特徴は、専⾨家パネルを次々と異なる役割として活⽤することであるとしている。プロセスを通しパネリスト間で建設的なギブ&テイクのやりとりをすべきことを強調している。
７）TFI の統合者としての役割は、特定の解釈や様々な専⾨家の解釈におけるメリットについて重み付けをし、最終的な発⾔をする「上級の専⾨家」ではない。むしろパネルで挙がった、異なる専⾨家の⽴場から重みづけられ統合された共通点や相違点を明らかにすることである。SSHAC の⾒解では、統合のアドバイスを提供する専⾨家集団によってサポートされながら統合を⾏うのが TFI である。
８）TFI は、統合者としての役割が単純になる状況をつくるため、ファシリテーターとして専⾨家間のやりとりを構築する。
（コンセンサスをとるか、あるいは、複数の⾒解を等しく重みづけするのが適切か、など）
９）SSHAC のガイダンスでは独⽴したピアレビューを⾏うことの重要性にも⾔及している。
参加型レビューと遅い段階でのピアレビュー、プロセスの観点からのピアレビューと技術的観点からのピアレビューは区別している。より複雑な課題に対しては、プロセスの観点から特に参加型ピアレビューを推奨する。このレポートでは、ピアレビュー時の注
意点について詳述している50。
現在の規制委員会は事業者を「利害対⽴的な存在」と位置づけているようであり、それが原因となって規制委員会は事業者からの技術的・⽅法論的提案に⽿を傾けるような状態ではない。しかし、実際にプラントを運転しており、第⼀義的に安全性に責任を持っている事業者であるからこそ、安全性の向上に関わる技術的な知⾒は常にブラッシュアップされたものを有していると考えてもおかしくはない。事業者からの提案について、それを評価する能⼒を規制委員会が持っていないという⾃信のなさから、そうしたコミュニケー
ションを拒んでいるのだとすれば、安全性の向上から最も裨益する国⺠の利益に沿った姿
50

Recommendations for Probabilistic Seismic Hazard Analysis: Guidance on Uncertainty and Useof Experts: Main Report (NUREG/CR-6372, Volume 1 Executive Summary)39

勢とは⾔えない。下記の例のように、規制委員会は「事業者の提案だから信じられない」という思い込み・先⼊観から脱し、事業者と対⽴すること⾃体を⽬的としたような意図的な対外姿勢をとることをやめたうえで、安全性向上につながる可能性のある提案であれば、事業者や第三者研究機関との間で真剣な技術的検討作業を⾏うべきである。
（例）⽶国において、事業者の提案について NRC が受け⼊れた例を⼆つ⾒てみよう。まず、地震後の再稼働の例である。アメリカ東部のノースアンナ原⼦⼒発電所は 2011 年 8 ⽉ 23 ⽇のバージニア地震により、外部電源を喪失し、原⼦炉 2 基が⾃動停⽌した。プラントが再稼働の条件を満たしているかどうかの調査が⾏われ、わずか４ヶ⽉後の 2011 年 12 ⽉ 20 ⽇には再稼働を果たしている。
早期にプラントが再稼働出来た理由の１つに Cumulative Absolute Velocity（CAV）を⽤いて地震動を評価したことが挙げられる。CAV は 1991 年に⺠間機関である⽶国電⼒研究所（Electric Power ResearchInstitute, EPRI）の TR-100082 によって提唱され標準化された⽅法論で、1997 年に NRC のガイド
「Regulatory Guide 1.166

Pre-earthquake Planning and Immediate Nuclear Power Plant Operator

Post earthquake Actions」に採⽤されたものである51。
また、もう１つの例は、NRC が原⼦⼒技術や広報に関する⺠間⾮営利機関の Nuclear Energy Institute（NEI）によって作成された「設計基準プログラムガイドライン（Design Bases Program Guidelines）」の付属書をエンドース（承認）したというものである。もともと、1990 年に NEI の前⾝である Nuclear
Utility Management and Resources Council （ NUMARC ） が Design Basis Program Guideline（NUMARC 90-12）を発⾏した。
1996 年に、プラント検査を通じ、いくつかのプラントで設計・設備構成上の⽋陥が⾒つかったことがきっかけとなり、NRC 職員より事業者に対し、設計基準内でプラントが運転・維持されていることを追加的に⽰すよう要請が⾏われた。⼀連の検査を通じ、まず「設計基準の定義を明確にする必要がある」ことが結論づけられ、1998 年に、NRC 委員⻑から、NRC 事務局に対し、設計基準問題についてのガイド、特に、設計基準情報としてどういう情報を扱うべきなのかを明らかにするガイドの作成指⽰が出された。
1997 年に、NEI が、先の NUMARC9012 の更新版である「設計基準プログラムガイドライン」NEI97-04
付属書を NRC に提出した。設計基準情報に関する追加例などが当該ガイドラインで取り上げられていたが、この提出をきっかけに⽂書の発⾏や公開ミーティングを経て、NRC は、同付属書に関して NEI 案をエンドースすることを決定した。
NRC の結論「10CFR50.2 の設計基準を⽰すガイドと例を⽰している NEI97-04 は、設計基準情報を構成するものを

51

Regulatory Guide 1.166 では、地震計データを合わせて炉停⽌の要否を判断。炉停⽌基準を超えない
場合は、炉停⽌は不要。⼜、地震によって炉停⽌した場合は、炉停⽌後の判断で再起動としている。応答スペクトル及び CAV の確認で OBE（Operating Basis Earthquake）超過しているかの評価を地震
発⽣後４時間以内に⾏うこと、また地震発⽣後８時間以内にウォークダウンによる損傷の有無の検査を⾏うことが要求されている。

40

よりわかりやすく⽰している点から NRC 職員にとって受け⼊れられるものである。よって、RG1.18652は、例外や釈明なしに、NEI97-04 に Appendix B の本バージョンをエンドースする」53ⅲ）リスク評価とリスク管理機能の⼀体化問題
現⾏法においては、規制委員会⾃らが事故等のリスクを評価したうえで、リスクを管理するために規制を実施する制度になっている。しかし、このようなリスクの評価制度をとると、規制の実施に当たって政治的要素から影響を受ける可能性が⾼い場合や規制機関⾃らが規制導⼊に関して積極・消極の志向性を持つ場合、本来客観的でなければならないはずのリスクの評価がリスク管理の段階における諸要素によって影響を受け、政治的に歪曲されるおそれがある。こうした懸念に対応するため、⾷品については、規制実施者の厚⽣
労働⼤⾂は⾃らリスクを評価するのではなく、リスク評価機関として⾷品安全委員会を設置し、その意⾒を聴いて規制を実施するという構造を取っている（⾷品安全基本法 24 条１
項１号、⾷品衛⽣法７条１項）。
原⼦⼒安全規制の分野においても、ハザードの特定やリスクの評価が規制実施の前段になっていることから、規制を実施する主体が⾃らそうした評価を⾏う組織運営を⾏うと、被規制者からすれば、前段のリスク評価そのものが実施される規制の内実に⼤きく影響してくるにもかかわらず、そのリスク評価プロセス⾃体に意⾒を述べることが事実上不可能になってしまいかねない。リスク評価機能や組織が明確に分離された法的プロセスが設定されていない限り、被規制者としてはリスク評価がいかに不合理になされたとしても、規制の実施についての⾏政処分を巡ってでなければ法的に争うことができないからである。
⽇本原⼦⼒発電（株）の敦賀発電所の破砕帯問題や関⻄電⼒（株）⼤飯発電所に関して、規制委員会が設置する有識者会合と規制委員会⾃体との関係が明確ではなかったために⽣じた諸問題は、まさにこうした組織構造問題から⽣じているのである。現在、リスク評価を事実上担当している有識者会合（その他類似の機能を有している会合）を委員会から明確に分離して第三者組織として設置運営するなどして、リスク評価の客観性が損なわれないための⽅策を考えなければ、安全規制⾏政そのものの中⽴性に疑いが⽣じるものと思われる54。

52

NRC, Regulatory Guide 1.186 - Guidance and Examples for Identifying 10 CFR 50.2 Design
Bases

53

William D. Travers/RA/Executive Director for Operations, SECY 00-0212 Policy Issue“Regulatory guide providing guidance and examples for identifying 10 CFR 50.2 design bases”

54

この問題について、詳しくは⽥邉朋⾏『原⼦⼒規制体制の制度的課題とその解決策―敦賀発電所敷地内
破砕帯問題―』（電⼒中央研究所）参照。
http://criepi.denken.or.jp/jp/kenkikaku/report/download/FVBtBU3BImxDSgEsP0rqCpWpcieo
N0fA/report.pdf

41

原⼦⼒のリスク評価の根本には、定量的安全⽬標がしっかり位置づけられていることが必要である。その定量的安全⽬標は原⼦⼒のメリットと原⼦⼒のリスクを⽐較衡量して定められるべきものである。
（その上で、NRC は、原⼦⼒由来の追加リスクを、原⼦⼒以外の⼀般的な社会⽣活上のリスクの 1000 分の 1 以下に抑えることを基礎として安全⽬標を設）定している55。
現在の規制委員会の姿勢からは、こうした原⼦⼒の「活⽤」そのものについて消極的に対応することが⾃らの任務と考えているかのようであり、その意味では、このような⽐較衡量された定量的安全⽬標を規制委員会が設定することは無理である。社会各般の⾒解を取り⼊れるよう、規制委員会の枠組みを超えた審議会を例えば内閣官房等に設けて（もちろん規制委員会委員⻑はメンバーになることは構わない）、定量的安全⽬標の然るべき⽔準を決めるプロセスを経ることで、そこで決まる定量的安全⽬標を前提とした規制運⽤を⾏うものとすることが必要である。これによって、例えばバックフィットの要不要を判断する際にも、PRA ⼿法も活⽤することによって、当該定量的安全⽬標に照らしてどの程度の効果がある対策なのかが明確化することから、⽇本の安全規制⾏政に「効率性」の原則を導⼊するための基礎を築くことになる。こうした定量的安全⽬標の設定プロセスと同⽬標の規制運⽤への関連付け（特にバックフィット）については、炉規制法の改正によって法的に位置づけることを検討するべきである。

２．事業者に求められる取組み
規制委員会は「世界において最も厳しい規制を追求する」こととされているが、実際には個別の規制項⽬がそれぞれ仮に「世界最⾼⽔準」であったとしても、外的事象がどのようなものとなるのか、また事故の展開がどのようなものとなるのか、そのサイトがどういう特徴を有しているのかなどによってリスクの顕在化の態様が異なることから、当該個別規制項⽬をすべてクリアしていても、サイト全体の安全が保証されたことにはならない。
事業者がこうした限界を認識せずに、規制委員会が設定する規制基準を満たして適合性審査を通過することだけを⽬的とした安全対策を⾏うことに⽌まるようでは、福島第⼀原発の事故に対する反省が⾜りないと批判されてもしかたがない。
国際原⼦⼒機関（IAEA）安全基本原則の第⼀に掲げられているとおり、⼀義的に安全に責任を負うのは事業者なのである。事業者は、必要条件を提⽰してその適合を検認する規制委員会に安全性の証明を期待したりせず、⾃ら安全性確保の⼗分条件達成を⽬指して、
55

NRC Safety Goals for the Operation of Nuclear Power Plant; Policy Statement 198642

⾃主的に安全性向上活動を不断に⾏っていかなければならない。地元住⺠や⾃治体関係者の「安⼼」は、サイトの⽇常の運転管理をトラブルや事故なく⾏い、仮に事故が発⽣した
場合には危険な状況下である最前線で、事故収束に向けた活動をいち早く効果的に⾏ってくれるという事業者に対する信頼感から⽣まれるものである。
また、国⺠⼀般に広がった原⼦⼒技術や事業者の組織ガバナンス・組織⽂化に対する不信感を払拭するためには、規制委員会との対⽴に⼾惑っている事業者ではなく、規制委員会以上に安全に対して真剣に取り組んでいる事業者でなくてはならない。そうした事業者の姿勢を今後⻑期間にわたって継続することによって、徐々に原⼦⼒に対するマイナスのイメージが緩和されてくることが期待される。逆に「安全の第⼀義的責任を負っている」という認識が少しでも⽋如し、規制委員会や国⼜は⾃治体、さらには原発反対運動などに対する筋違いの不満が⾒て取られるようなことでもあれば、原⼦⼒に対する信頼回復への道は、より茨の道となってしまうだろう。
事業者による⾃主的な安全性向上についての取組みのあり⽅については、2014 年 5 ⽉
30 ⽇に発表された総合資源エネルギー調査会電⼒・ガス事業分科会原⼦⼒⼩委員会原⼦⼒の⾃主的安全性向上に関するワーキンググループの報告書56に詳しい。そこで述べられている確率論的リスク評価の徹底的な活⽤や事業者組織ガバナンス改⾰、メーカーや関係団体と事業者との有機的連携等の提⾔などは的を射たものであり、趣旨に賛同できるものである。
ここでは補完的な意味も含めて、安全性向上評価制度の実効化、ピア・レビューシステ
ムの適切な設計、ステークホルダーとの対話について提⾔しておきたい。

（１）「安全性向上評価」制度の実効化
⽇本の原⼦⼒安全規制の世界では、あくまで規制機関が実施する安全規制法令による規制が「主」で、事業者の⾃主的な安全対策は歴史的には「従」として扱われてきた。その変遷を振り返ってみると概略次のとおりである。
1992 年 6 ⽉に資源エネルギー庁の⾏政指導⽂書により、「既設原⼦⼒発電プラントの安全性等の向上を⽬的として、約 10 年毎に最新の技術的知⾒に基づき各原⼦⼒発電所の安全性等を総合的に再評価する」ことを⽬的として、事業者にその定期安全レビュー（Periodic
Safety Review, PSR）の実施を求めた。
56

⾃主的安全性向上に関するワーキンググループの報告書
http://www.meti.go.jp/committee/sougouenergy/denryoku_gas/genshiryoku/anzen_wg/rep
ort_02.html

43

総合資源エネルギー調査会原⼦⼒安全・保安部会の第 10 回検査の在り⽅に関する検討会（2003 年 7 ⽉ 30 ⽇開催）において、PSR は、「電気事業者が当該プラントの運転開始以来⾏ってきた保安活動を約 10 年毎に評価し、必要に応じて安全性向上のために有効な追加措置を抽出することにより、今後、当該プラントが最新の原⼦⼒発電プラントと同等の⾼い⽔準を維持しつつ安全運転を継続できる⾒通しを得るための取組み」としている。
これを受け 2003 年 10 ⽉に実⽤発電原⼦炉の設置、運転等に関する規則（以下「実⽤炉規則」という。）の改正が⾏われ、PSR の実施を保安規定の法的要求事項とし（義務化）、国はその内容を保安検査において確認することになった。
また⾼経年化技術評価及びこれに基づく⻑期保全計画の策定も、定期安全レビューの⼀環として実施されていた。なお、確率論的安全評価（のちに確率論的リスク評価）については、⼗分な技術的知⾒がえられていないとして、法的要求事項とはせず、任意要求事項扱いとなっていた。
福島第⼀原発事故の後、2011 年の炉規法改正に伴い事業者の⾃主的な取組みとして「安全性向上評価」が導⼊され、2013 年の実⽤炉規則改正に伴い定期安全レビューが廃⽌された。その法律上の根拠は次の条⽂である。
（発電⽤原⼦炉施設の安全性の向上のための評価）
第四⼗三条の三の⼆⼗九

発電⽤原⼦炉設置者は、原⼦⼒規制委員会規則で定めるところ

により、その発電⽤原⼦炉施設における安全性の向上を図るため、原⼦⼒規制委員会規
則で定める時期ごとに、当該発電⽤原⼦炉施設の安全性について、⾃ら評価をしなければならない。ただし、第四⼗三条の三の三⼗三第⼆項の認可を受けた発電⽤原⼦炉については、原⼦⼒規制委員会規則で定める場合を除き、この限りでない。
２

前項の評価は、次に掲げる事項について調査をし、及び分析をし、並びにこれらの調査及び分析の結果を考慮して当該発電⽤原⼦炉施設の全体に係る安全性について総合的な評定をして、⾏わなければならない。
⼀

発電⽤原⼦炉施設において予想される事故の発⽣及び拡⼤の防⽌（以下この号において「事故の発⽣の防⽌等」という。）のため次に掲げる措置を講じた場合における当該措置及びその措置による事故の発⽣の防⽌等の効果に関する事項
イ

第四⼗三条の三の⼗四の技術上の基準において設置すべきものと定められている
もの以外のものであつて事故の発⽣の防⽌等に資する設備⼜は機器を設置すること。

ロ

保安の確保のための⼈員の増強、保安教育の充実等による事故の発⽣の防⽌等を着実に実施するための体制を整備すること。

44

⼆

前号イ及びロに掲げる措置を講じたにもかかわらず、重⼤事故の発⽣に⾄る可能性がある場合には、その可能性に関する事項

３

発電⽤原⼦炉設置者は、第⼀項の評価を実施したときは、原⼦⼒規制委員会規則で定めるところにより、当該評価の結果、当該評価に係る調査及び分析並びに評定の⽅法その他原⼦⼒規制委員会規則で定める事項（第五項において「評価の結果等」という。）
を原⼦⼒規制委員会に届け出なければならない。ただし、第四⼗三条の三の三⼗三第⼆項の認可を受けた発電⽤原⼦炉については、原⼦⼒規制委員会規則で定める場合を除き、
この限りでない。

４

原⼦⼒規制委員会は、前項の規定により届け出られた事項のうち、当該評価に係る調査及び分析並びに評定の⽅法が原⼦⼒規制委員会規則で定める⽅法に適合していないと認めるときは、その届出をした発電⽤原⼦炉設置者に対し、調査若しくは分析⼜は評定の⽅法を変更することを命ずることができる。

５

発電⽤原⼦炉設置者は、第三項の規定による届出をしたときは、原⼦⼒規制委員会規
則で定めるところにより、当該届出をした評価の結果等を公表するものとする。
また、規制委員会での検討では、これまでの定期安全レビューと安全性向上評価との守備範囲の⽐較を⾏ったうえで、後者が前者をすべてカバーし、それ以上の項⽬や内容を評価するということから、前者は廃⽌されても問題ないとされている。また、IAEA 安全基準
「原⼦⼒発電所の定期安全レビュー」（SSG-25）との⽐較も⾏われており、その趣旨や確認事項は安全性向上評価に網羅されていると結論づけられている57。
こうした制度構造は、「⾃主的」取組みであるにもかかわらず、法的な義務（不作為に対する罰則は⾏政上の秩序罰が科される）となっており、各国と⽐較してより規制的な⾊彩が強い（図７参照）。

57

実⽤発電⽤原⼦炉施設の安全性向上評価の実施を踏まえた定期安全レビューの取扱いについて
https://www.nsr.go.jp/committee/yuushikisya/shin_seidoseibi/data/0011_01.pdf

45

図 7 各国の⾃主的取組みと法規制との関係

参考：原⼦⼒規制委員会「発電原⼦炉施設の安全性向上評価の第 1 回⽬の届出時期について」、⽇本
原⼦⼒学会「PSR 実施基準の検討の現状と課題」、JELI「諸外国における原⼦⼒発電所の安全規制に係る法制度」

実際、事業者が安全性向上評価の届け出を出した際に、規制委員会規則に定める⽅法に適合していないと認めるときは⽅法の変更命令が出せることになっている（上記条⽂第５項参照）。⾃主的取組みとはいえ、結果に対して⼀定の質（quality）を要求したり、各事業者の取組みが⽐較可能なものにするための⽅法論を標準化したりするためには、規制機関側からの監督、指⽰などのアクションが可能なように、⼀定の法規制が課せられていることも⼀概に⾮合理的だとは⾔えない。
ただ、現在の規制委員会と事業者間の関係に鑑みると、事業者側から⾃主的に安全対策の量的追加や新規のアイデア・技術を活かした質的追加を提案すると、規制委員会がそれを規制事項化してしまうのではないかとか、その新規・追加策に対して基準適合性の再審査を求められてしまうのではないかなどと疑⼼暗⻤になってしまいかねない。これでは⾃主的な取組みを⾏うインセンティブが働くどころか、こうした⾃主的な安全性向上評価は適当に処理しようとする逆インセンティブが働きかねない。確率論的リスク評価など、今後安全規制のあり⽅を左右する重要な⼿法について、こうした事態が⽣じてしまうと、所期の狙いが無に帰してしまう懸念もある。
こうしたことを考えると、両者間に現在のような対⽴的構造、相互不信が存在する間は46

少なくとも、確率論的リスク評価を含む⾃主的な取組みに関する評価結果やデータなどが直接的に規制要求事項化につながることはないという共通理解が必要であり、その旨を書⾯化した覚書を結ぶことや、よりフォーマルに法令改正によってその旨を担保することも検討すべきである。その際、⽶国での好事例も参照することが適切である。
こうした⼿当を前提に、事業者はこの制度を最⼤限活⽤し、⾃ら第⼀義的責任を負っているとの認識を⽰すチャンスと考え、それを果たす意思と能⼒を維持していくことが極めて重要である。
（例）産業界の⾃主的安全性向上施策に対する NRC のガイドラインとタスクフォースによる 2012 年の再定義
⽶国 NRC では、原⼦⼒産業界が⾏う⾃主的施策の取扱いについて、ガイドラインを定めている58。
「産業界の施策は、⼀般にコンプライアンスを継続するものとして、あるいは新たな規制の必要性を回避するためのベースとして、ライセンシーにより⾏われるものである。NRC の規制活動を事業者の⾃主性に委ねることは、実効性を伴う効率的な解決であると同時にプラントの安全性に対し全く妥協するものでもなければ、安全で健全な規制に対する NRC のコミットメントを損ねるものでもないということを市⺠に対し明確にしておかなければならない。NRC と産業界は、NRC の規制活動に代わるものとして、⻑期的にわたり産業界の取組みをうまく活⽤することに対する責任がある。各ライセンシーは産業界の施策へしっかりと関わるコミットメントを持たなければならず、またライセンシーがコミットメントを満たさない場合には、NRC は信頼性がありかつ予測可能な規制対応をとる。」（NRC, Regulatory Analysis Guidelines of
the U.S. Nuclear Regulatory Commission NUREG-BR-0058 より）
さらに 2011 年 7 ⽉に⽶国 NRC では、規制とプロセスについて評価し、規制体系の追加的改善の必要性を検討し、政策の勧告を⾏う上級レベルの機関として短期タスクフォース（Near Term Task Force）を結成し59、原⼦炉の安全性強化のための 12 の勧告をまとめている60。同勧告では、規制評価分析ガイドライン（NUREG/BR-0058, Revision4）における産業界の⾃主的安全性向上に対する⾒解（前段落参照）を改めて取り上げた上で、産業界の⾃主的安全性向上と規制との関係に関して、⾃主的安全性向上が規制要求の代替ではなく、実装を促進したり標準化したりするメカニズムであり、規制要求を効果的に実現することに貢献するものであることを述べている。

（２）ピア・レビューシステムの適切な設計
21 世紀政策研究所が 2013 年 11 ⽉に発表した「原⼦⼒事業環境・体制整備に向けて」
58

NRC, Regulatory
NUREG-BR-0058

59

NRC, Recommendations for enhancing reactor safety in the 21st century, the new-term task
force review of insights from the Fukushima Dai-Ichi Accident

60

原⼦⼒安全委員会事務局「⽶国原⼦⼒規制委員会タスクフォースによる 21 世紀の原⼦炉安全性強化のための勧告（福島第⼀原⼦⼒発電所事故に基づく短期タスクフォースの検討結果）」（勧告概要紹介）

Analysis

Guidelines

of

47

the

U.S.

Nuclear

Regulatory

Commission

と題する報告書において、新たな原⼦⼒損害賠償制度の提⾔がなされている61。福島第⼀原
発事故によって、①いったん事故が起これば地域コミュニティが崩壊してしまうという問題に対処できていないこと、②原⼦⼒事業者には損害賠償や除染、廃炉などに関する⻘天
井の債務が⽣じるが、電⼒の安定供給には⽀障が⽣じるおそれがあること、③原⼦⼒事業
者間で安全性向上を⽬指した⾃律的な競争を⾏うインセンティブが制度にビルトインされていないことなどの⽋点が明らかになった現⾏の原⼦⼒損害賠償制度に替えて、三層構造からなる原⼦⼒災害対策制度を構築することが提案されている（図８参照）。
図 8 三層構造からなる原⼦⼒災害対策制度

この制度改⾰案は単なる「原⼦⼒損害賠償法の改正」にとどまらず、総合的な被災者救済策と災害コストの分配を企図したものである。詳しくは同報告書を参照していただきた
いが、原⼦⼒事業に関する不確実性を軽減するために、事故を起こした事業者に課せられる賠償措置額に上限を設定し、その代わりに事業者間の事後徴収型相互扶助制度の創設が提案されている。この制度は⽶国のプライス・アンダーソン法に範を取ったものであり、事故によって⽣じた損害賠償額を事業者全体で負担する仕組みである。これによって、⾃61

21 世紀政策研究所「原⼦⼒事業環境・体制整備に向けて」
http://www.21ppi.org/pdf/thesis/131114_02.pdf

48

社以外の事業者が事故を起こして賠償責任を負えば、それがたちまち⾃社の財務に⼤きな影響をもたらすという関係に置かれる。すなわち、事業者は安全運転に関する「運命共同体」を形成することになるのである。
福島第⼀原⼦⼒発電所事故以降、事業者間で原⼦⼒発電所の安全性を相互評価（ピア・レビュー）する仕組みを、⼀般社団法⼈原⼦⼒安全推進協会（JANSI）が中⼼となって構築している。その仕組みを実効的にするのが、この事後徴収型相互扶助制度である。事業者の賠償責任措置額の上限設定に伴って事業者にモラル・ハザードが発⽣するのではないかとの懸念もあるが、こうした実効性ある相互監視制度を同時に確⽴することで、そうした懸念を払拭することができる。
さらに、事業者⾃らが安全性を⾼める努⼒を怠れば「ムチ」を受け（経済的負担や検査内容の加重など）、⼀⽅で安全運転のパフォーマンスがよければそれが報われるような仕組みを構築することも⼀案である。
例えば、⽶国の ROP（Reactor Oversight Process）制度のように、規制委員会が各炉の運転パフォーマンスの評価と検査の加重とを結びつけ、その結果を公表する。運転パ
フォーマンスが良い炉に関しては、定期検査の間隔を延⻑するなどのインセンティブを与える。さらに、政府による原⼦⼒損害賠償補償契約の補償料（率）を、上記のパフォーマンス指標に連動させたり、⺠間保険の原⼦⼒損害賠償責任保険の保険料（率）もこうしたパフォーマンス指標や連動させたりすることも検討に値する。

（３）ステークホルダーとの対話
これまでの⽇本の原⼦⼒法体系においては、地域住⺠は原⼦⼒⾏政と切り離されてきた。
炉規制法は、地⽅⾃治体の意思を反映させる形をとっておらず、⼀⽅で、⾃治体と事業者間で安全協定とよばれる⾃主的協定が結ばれ、法的裏付けがないまま、原⼦⼒発電所の運営等に⾃治体の意思反映を可能とする仕組みで運⽤されてきた経緯がある。
しかし、このように地⽅⾃治体・地域住⺠の意⾒を反映する制度が、「特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律」以外法定化されていないのは特異であるとの指摘がある。たとえば、経済産業⼤⾂が競輪場設置を許可する際には、関係都道府県知事の意⾒を聴かなければならず、関係都道府県知事は上記意⾒を述べようとするときは、あらかじめ公聴会を開いて、利害関係⼈の意⾒を聴かなければならない（⾃転⾞競技法４条２項、３項）。また、
国⼟交通⼤⾂が空港設置許可申請を審査する際には、公聴会を開催し、利害関係⼈に意⾒を述べる機会を与えることが義務付けられている（航空法 39 条２項）。また、実⽤発電⽤
原⼦炉設置許可に際しては、かつては、通商産業省（経済産業省）及び原⼦⼒安全委員会

49

により公開ヒアリングが開催されていた（経済産業⼤⾂訓令「原⼦⼒発電所の⽴地に係る公開ヒアリングの実施に関する規程62」、原⼦⼒安全委員会「原⼦⼒安全委員会の当⾯の施策について63」）。
また海外をみると、例えば、IAEA 安全基準64においても「許認可取得者等との対話のための公式及び⾮公式の仕組みを専⾨的で建設的な連携を図りながら構築すること」「規制機
関のプロセスや決定についてステークホルダー及び公衆にその情報を伝えかつ協議する適切な⼿段の確⽴を促進すること」が求められている。

2013 年 4 ⽉ 17 ⽇ IAEA Conference on Regulatory Effectiveness Concludes をもとに筆者作成65

こうした諸事情をふまえれば、規制委員会に公聴会の開催等を法的に位置づけ、地⽅⾃治体・地域住⺠の意思との対話の場を設けることが考えられる。ただし、公聴会にかける62

経済産業⼤⾂訓令「原⼦⼒発電所の⽴地に係る公開ヒアリングの実施に関する規程」
http://www.meti.go.jp/press/2011/09/20110930007/20110930007-2.pdf

63

原⼦⼒安全委員会「原⼦⼒安全委員会の当⾯の施策について」
http://www.data.go.jp/data/dataset/cao_01_ds_131126_00041782/resource/4dd4735c-32
db-4066-b254-637dd036beaf?inner_span=True

64

IAEA 安全基準
https://www.nsr.go.jp/disclosure/meeting_commissioner/data/20140129shiryo.pdf

652013 年 4 ⽉ 17 ⽇ IAEA Conference on Regulatory Effectiveness Concludes
http://www.iaea.org/newscenter/news/2013/regeffectiveness.html

50案件は、どの⾏政処分を対象とするのか（最初の許可だけでなく、変更許可についても対象とするのか）、案件の軽重によって⼿続きも簡素化するのかどうか、どのタイミングで⾏うのかなどそれ⾃体として法的に難しい問題を含んでいるうえ、今まで安全協定で⾏ってきた歴史が存在するため、⽴地⾃治体等との実態上の関係性にマイナスの影響があることは避けなければならないという政治的な問題もあろう。
この時点で、すべてのプロセスに対して⼀律的な法的アプローチを案出することは難し
いが、最低限地元から求められる「安全についての責任の所在明確化」や避難計画のように、各組織の権限や責任の狭間に落ちている事項について各組織が連携する必要があるが、そのリーダー的役割は誰にあるのか、その他の組織はどういう役割を担うのかについて明
確にしておく必要がある。まず、政府、規制委員会、事業者の間の分担が法律上どのように定められているかを確認し、法的な⽋缺がある場合にどのような法改正が必要なのか、
法令による明⽂化になじまないとすれば実態上の運⽤を事前に⽂書化しておく必要はないのか、などの論点について詰めておくことが必要である。特に再稼働が迫る各⽴地⾃治体の置かれている⽴場を考えれば、そうした点の明確化は早急に取り組むべき課題である66。
なお、事業者については、法的に義務づけられておらずとも、その地域において事故リ
スクがゼロではない原⼦⼒発電所を運営する⽴場であり、その安全に第⼀義的に責任を負っているという主体的な意識から、サイト外の事項であっても次のような協⼒が求められる。こうした協⼒に積極的な姿勢が⽰されなければ、法的な義務づけも検討する必要がある。
１）事故時に途絶する可能性が⼤きいサイト周辺地域への物資輸送や住⺠搬送に関する社内体制の整備（福島第⼀原⼦⼒発電所事故の際には、こうしたロジスティクスについて各主体が逃げ腰になったことから、避難や病院での医療⾏為について⼤きな問題が⽣じたことを踏まえた措置）
２）⾃治体が避難計画を策定する際の情報提供に関する協⼒
３）警察・消防・⾃衛隊と連携した⽇常的な訓練（事故やテロを想定）

66

この問題については、川内原⼦⼒発電所を⽪切りに再稼働する原⼦⼒発電所が増えていくことが⾒込まれる中、実効ある避難計画の策定を巡っての役割分担や⼿続きとともに、今後更に検討していくことと
したい。

51

第３章 炉規制法改正を視野に⼊れてー法案要綱例̶

この章では、これまで指摘してきた炉規制法の問題点をふまえ、考えられる改正案を条⽂の形で提案することにした。炉規制法については、接⽊的な改正では法律としての整合性を維持することが難しくなることも予想されるため、場合によっては、抜本的な改正が必要である。したがって、この提案は完成形ではなく、あくまでも具体的な議論をするためのたたき台となる中間試案と考えていただきたい。また、本改正案は、現在、特に問題となっている発電⽤原⼦炉に限定して検討することとした（なお、⼀覧性の観点から、新旧対照表には、改正の必要がない条⽂についても、⼀部記載することにした）。
なお、原⼦⼒事業全体の将来に必要な要素を俯瞰的に⾒た場合、炉規制法については、
ここで扱った安全規制周りの論点ばかりではなく、他にも重要な要素が存在している。例
えば、原⼦⼒技術のイノベーションをどのように引き出していくか、こうした科学技術政策的な側⾯からも安全規制のあり⽅は重要である。商業⽤の原⼦炉と実験で利⽤する原⼦炉の安全規制は同じ程度であるべきか否か、スペック規制ではなく性能規制とするにはどう規制体系を構築すればよいか、事業規制的側⾯が残っている炉規制法は、推進と規制を分離しようとする最近の考え⽅に合わないため、事業規制的要素を完全に排除し、施設・物質に着⽬した安全規制の形に特化すべきではないかなど、相当広範な論点が存在する。
また、規制委員会が⾃⼰規範を確⽴できず、規制⾏政が独善的に暴⾛した場合、その結果として侵される公益の保護や増進を担当している⾏政機関との調整プロセスをどのように⾏うのかという⾏政ガバナンス上極めて重要な課題もある。何でも官邸に持ち込んで判断というわけにはいかないという現実からすれば、例えば、1997 年の⾏政改⾰会議での報告67を受けて改正挿⼊された国家⾏政組織法第 15 条の省庁間調整プロセスを積極的に活⽤して問題を解決に導くことも採るべき⼿段の⼀つである。
（国家⾏政組織法）
第 15 条 各省⼤⾂、各委員会及び各庁の⻑官は、その機関の任務を遂⾏するため政策について⾏政機関相互の調整を図る必要があると認めるときは、その必要性を明らかにした上で、関係⾏政機関の⻑に対し、必要な資料の提出及び説明を求め、並びに当該関係⾏
政機関の政策に関し意⾒を述べることができる。
67

⾏政改⾰会議最終報告 http://www.kantei.go.jp/jp/gyokaku/report-final/53

１．改正要綱（１）炉規制法の⽬的の明記
炉規制法は「原⼦⼒発電所という電⼒安定供給のために投資された経済的資産を有効に活⽤するため、安全に稼動することを⽬的とする法律である」旨を明確にし、そのための合理的な規制活動を体系づけ、規制をどう運⽤するかの基本的⽅針を定める基礎とする。

（２）定量的安全⽬標の取り⼊れと PRA の活⽤
従前の決定論的リスク評価を補完、改善するため、規制委員会及び事業者が確率論的リ
スク評価（PRA）を積極的に活⽤すべきことを明記する（補完的⼿法であることから、⼀律に義務化はしない。）また、規制の恣意性を排除するとともに、審査にあたって適切なリス
ク・ベネフィット衡量が⾏われるようにするため、内閣府に新たに審議会（仮称：原⼦⼒
安全⽬標審議会）を設置し、同審議会が定量的安全⽬標を定めることとする。なお、安全
⽬標は社会の⼀般的な感覚に沿ったものとすることが重要であり、委員の資格要件として必ずしも専⾨技術的知識を有することを求めるものではない。

（３）バックフィットの⼿続きの明確化
公衆の安全を確保し、合理的な規制の下で効率的な原⼦⼒発電を達成することによって低廉かつ安定的な電⼒供給を⾏うとともに、事業者の予測可能性を担保し、財産権を保護するため、バックフィット条項である炉規制法 43 条の３の 23 を改正し、その適⽤時期等を政令で明確化する。

（４）審査基準等の⽂書化・明確化①

活動指針・審査基準
規制委員会が基本原則に則り明確な基準に基づいて規制活動をするよう促すため、原⼦

⼒規制委員会設置法において、活動の基本指針、安全性評価⽅法に関する⼀般的な考え⽅
及び審査基準等を具体的に明確化するよう義務付ける。
②

補正の書⾯化とファイリング
規制委員会に対し、事業者に補正を求める際の書⾯作成とファイリングを義務付け、個別事例の蓄積により事業者の予⾒可能性を担保する。

54

③

決定書の作成とファイリング
規制委員会に対し、決定書の作成とファイリングを義務付け、個別事例の蓄積により事業者の予⾒可能性を担保する。

（５）炉安審の権限強化
炉安審を、個別の審査に関し専⾨的な助⾔をする機関として位置づけるため、規制委員会が原⼦炉設置許可、設置変更許可を審査する際や運転停⽌命令を出す際に、炉安審に意⾒を求めるものとする。また、炉安審を安全規制政策全般に関し専⾨的な助⾔をする機関として位置づけるため、その権限を明記する（本報告書では、条⽂の形で⽰さないが、燃安審についても同様に改正すべきであろう）。

55

２．改正法案（１）炉規制法・新旧対照表
改正後

現⾏

第１章 総則（⽬的）（⽬的）

第１条 この法律は、原⼦⼒基本法（昭和 30

第１条 この法律は、原⼦⼒基本法（昭和 30

年法律第 186 号）の精神にのっとり、核原年法律第 186 号）の精神にのっとり、核原

料物質、核燃料物質及び原⼦炉の利⽤が平料物質、核燃料物質及び原⼦炉の利⽤が平和の⽬的に限られ、かつこれらが安全に利和の⽬的に限られることを確保するととも⽤されることを確保するとともに、原⼦⼒に、原⼦⼒施設において重⼤な事故が⽣じ

施設において重⼤な事故が⽣じた場合に放た場合に放射性物質が異常な⽔準で当該原射性物質が異常な⽔準で当該原⼦⼒施設を

⼦⼒施設を設置する⼯場⼜は事業所の外へ設置する⼯場⼜は事業所の外へ放出される

放出されることその他の核原料物質、核燃

ことその他の核原料物質、核燃料物質及び料物質及び原⼦炉による災害を防⽌し、及原⼦炉による災害を防⽌し、及び核燃料物

び核燃料物質を防護して、公共の安全を図

質を防護して、公共の安全を図るために、るために、製錬、加⼯、貯蔵、再処理及び製錬、加⼯、貯蔵、再処理及び廃棄の事業

廃棄の事業並びに原⼦炉の設置及び運転等

並びに原⼦炉の設置及び運転等に関し、⼤に関し、⼤規模な⾃然災害及びテロリズム

規模な⾃然災害及びテロリズムその他の犯

その他の犯罪⾏為の発⽣も想定した必要な罪⾏為の発⽣も想定した必要な規制を⾏う

規制を⾏うほか、原⼦⼒の研究、開発及びほか、原⼦⼒の研究、開発及び利⽤に関す

利⽤に関する条約その他の国際約束を実施る条約その他の国際約束を実施するためするために、国際規制物資の使⽤等に関すに、国際規制物資の使⽤等に関する必要なる必要な規制を⾏い、もつて国⺠の⽣命、規制を⾏い、もつて国⺠の⽣命、健康及び健康及び財産の保護、環境の保全並びに我財産の保護、環境の保全並びに我が国の安が国の安全保障に資することを⽬的とす

全保障に資することを⽬的とする。

る。

56

（定量的安全⽬標）
第１条の２

原⼦⼒規制委員会がこの法律に基き事業者の技術及び措置並びに原⼦⼒施設の位置、構造及び設備の基準を定める際
は、原⼦⼒安全⽬標審議会が、政令で定めるところにより、被害の⼤きさ等を考慮し
たうえ、社会的に許容できるものとして定めた数値を⼗分に考慮しなければならない。
（確率論的評価）
第１条の３

原⼦⼒規制委員会がこの法律に基づき、事業者の技術及び措置並びに原⼦
⼒施設の位置、構造及び設備が基準に適合しているかどうかを審査する際は、発⽣しうる事故及びその進展過程を可能な限り想定した上、事故の原因となる事象が発⽣する確率、各事象が次の事象へ進展する確率、
特定の設備及び体制等が上記進展を妨げる
確率及び最終的に発⽣する被害の⼤きさ等を総合考慮する⼿法を積極的に⽤いなければならない。

第２条（略）
第２章、第３章（略）第４章 原⼦炉の設置、運転等に関する規制
第１節（略）

57

第２節 発電⽤原⼦炉の設置、運転等に関する規制（設置の許可）第 43 条の 3 の５発電⽤原⼦炉を設置しようとする者は、政令で定めるところにより、原⼦⼒規制委員会の許可を受けなければならない。
[2] 前項の許可を受けようとする者は、次の事項を記載した申請書を原⼦⼒規制委員会に提出しなければならない。
⼀

⽒名⼜は名称及び住所並びに法⼈にあっては、その代表者の⽒名

⼆

使⽤の⽬的

三

発電⽤原⼦炉の型式、熱出⼒及び基数

四発電⽤原⼦炉を設置する⼯場⼜は事業所の名称及び所在地

五

発電⽤原⼦炉及びその附属施設（以下「発電⽤原⼦炉施設」という。
）の位置、構造及び設備

六発電⽤原⼦炉施設の⼯事計画

七

発電⽤原⼦炉に燃料として使⽤する核燃料物質の種類及びその年間予定使⽤量⼋

使⽤済燃料の処分の⽅法

九

発電⽤原⼦炉施設における放射線の管理に関する事項

⼗

発電⽤原⼦炉の炉⼼の著しい損傷その他の事故が発⽣した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備に関する事項（許可の基準）（許可の基準）第 43 条の３の６

原⼦⼒規制委員会は、前第 43 条の３の６

原⼦⼒規制委員会は、前条第１項の許可の申請があつた場合におい条第１項の許可の申請があつた場合においては、その申請が次の各号のいずれにも適ては、その申請が次の各号のいずれにも適合していると認めるときでなければ、同項合していると認めるときでなければ、同項の許可をしてはならない。

の許可をしてはならない。

⼀

⼀

発電⽤原⼦炉が平和の⽬的以外に利⽤されるおそれがないこと。

されるおそれがないこと。
⼆

三

発電⽤原⼦炉が平和の⽬的以外に利⽤

その者に発電⽤原⼦炉を設置するため

⼆

その者に発電⽤原⼦炉を設置するために必要な技術的能⼒及び経理的基礎があに必要な技術的能⼒及び経理的基礎があ

ること。

ること。

その者に重⼤事故（発電⽤原⼦炉の炉⼼の著しい損傷その他の原⼦⼒規制委員

58

三

その者に重⼤事故（発電⽤原⼦炉の炉⼼の著しい損傷その他の原⼦⼒規制委員

会規則で定める重⼤な事故をいう。第 43条の３の 22 第１項及び第 43 条の３の条の３の 22 第１項及び第 43 条の３の29 第２項第２号において同じ。
）の発⽣

29 第２項第２号において同じ。
）の発⽣及び拡⼤の防⽌に必要な措置を実施する

及び拡⼤の防⽌に必要な措置を実施するために必要な技術的能⼒その他の発電⽤ために必要な技術的能⼒その他の発電⽤

原⼦炉の運転を適確に遂⾏するに⾜りる

原⼦炉の運転を適確に遂⾏するに⾜りる

技術的能⼒があること。

技術的能⼒があること。

四会規則で定める重⼤な事故をいう。第 43

発電⽤原⼦炉施設の位置、構造及び設

備が核燃料物質若しくは核燃料物質に備が核燃料物質若しくは核燃料物質によって汚染された物⼜は発電⽤原⼦炉によって汚染された物⼜は発電⽤原⼦炉による災害の防⽌上⽀障がないものとしてよる災害の防⽌上⽀障がないものとして

原⼦⼒規制委員会規則で定める基準に適

原⼦⼒規制委員会規則で定める基準に適合するものであること。

合するものであること。
[2]・[3]（略）[2]・[3]（略）[4]

四発電⽤原⼦炉施設の位置、構造及び設

原⼦⼒規制委員会は、前条第 1 項の許可をする場合においては、あらかじめ、第１項第４号に規定する基準の適⽤について、
原⼦炉安全専⾨審査会の意⾒を聴かなければならない。
第 43 条の３の 7（略）（変更の許可及び届出等）
第 43 条の３の８ 第 43 条の３の５第１項の許可を受けた者（以下「発電⽤原⼦炉設置者」という。）は、同条第２項第２号から第５号まで⼜は第８号から第 10 号までに掲げる事項
を変更しようとするときは、政令で定めるところにより、原⼦⼒規制委員会の許可を受けなければならない。ただし、同項第４号に掲げる事項のうち⼯場若しくは事業所の名称のみを変更しようとするとき、⼜は同項第５号に掲げる事項の変更のうち第４項の原⼦⼒規
制委員会規則で定める変更のみをしようとするときは、この限りでない。
[2] 第 43 条の３の６の規定は、前項本⽂の許可に準⽤する。
[3]〜[8]（略）
第 43 条の３の９〜第 43 条の３の 13（略）59（発電⽤原⼦炉施設の維持）
第 43 条の３の 14

発電⽤原⼦炉設置者は、発電⽤原⼦炉施設を原⼦⼒規制委員会規則で定める技術上の基準に適合するように維持しなければならない。ただし、第 43 条の３の 33
第２項の認可を受けた発電⽤原⼦炉については、原⼦⼒規制委員会規則で定める場合を除き、この限りでない。
第 43 条の３の 15〜第 43 条の３の 21（略）（保安及び特定核燃料物質の防護のために講ずべき措置）
第 43 条の３の 22

発電⽤原⼦炉設置者は、次の事項について、原⼦⼒規制委員会規則で定めるところにより、保安のために必要な措置（重⼤事故が⽣じた場合における措置に関する事項を含む。）を講じなければならない。
⼀

発電⽤原⼦炉施設の保全

⼆

発電⽤原⼦炉の運転

三

核燃料物質⼜は核燃料物質によって汚染された物の運搬、貯蔵⼜は廃棄（運搬及び廃棄にあっては、発電⽤原⼦炉施設を設置した⼯場⼜は事業所において⾏われる運搬⼜は廃棄に限る。次条第 1 項において同じ。
）[2]（略）（施設の使⽤の停⽌等）（施設の使⽤の停⽌等）

第 43 条の３の 23

第 43 条の３の 23

原⼦⼒規制委員会は、発原⼦⼒規制委員会は、発電⽤原⼦炉施設の位置、構造若しくは設備

電⽤原⼦炉施設の位置、構造若しくは設備が第 43 条の３の６第１項第４号の基準にが第 43 条の３の６第１項第４号の基準に適合していないと認めるとき、発電⽤原⼦適合していないと認めるとき、発電⽤原⼦炉施設が第 43 条の３の 14 の技術上の基準

炉施設が第 43 条の３の 14 の技術上の基準に適合していないと認めるとき、⼜は発電に適合していないと認めるとき、⼜は発電⽤原⼦炉施設の保全、発電⽤原⼦炉の運転⽤原⼦炉施設の保全、発電⽤原⼦炉の運転若しくは核燃料物質若しくは核燃料物質に若しくは核燃料物質若しくは核燃料物質によって汚染された物の運搬、貯蔵若しくはよって汚染された物の運搬、貯蔵若しくは廃棄に関する措置が前条第１項の規定に基廃棄に関する措置が前条第１項の規定に基づく原⼦⼒規制委員会規則の規定に違反しづく原⼦⼒規制委員会規則の規定に違反していると認めるときは、政令で定めるとこていると認めるときは、その発電⽤原⼦炉60

ろにより、その発電⽤原⼦炉設置者に対し、設置者に対し、当該発電⽤原⼦炉施設の使

当該発電⽤原⼦炉施設の使⽤の停⽌、改造、⽤の停⽌、改造、修理⼜は移転、発電⽤原

修理⼜は移転、発電⽤原⼦炉の運転の⽅法

⼦炉の運転の⽅法の指定その他保安のための指定その他保安のために必要な措置を命に必要な措置を命ずることができる。

ずることができる。
[2]（略）[3][2]（略）

原⼦⼒規制委員会は、第１項の発電⽤原⼦炉施設の使⽤の停⽌を命ずる場合においては、あらかじめ、第 43 条の３の６第１項第４号及び第 43 条の３の 14 の技術上の基準の適⽤について、原⼦炉安全専⾨審査会の意⾒を聴かなければならない。

第 43 条の３の 24〜第 43 条の３の 28（略）（発電⽤原⼦炉施設の安全性の向上のための（発電⽤原⼦炉施設の安全性の向上のための

評価）

評価）

第 43 条の３の 29

発電⽤原⼦炉設置者は、 第 43 条の３の 29

発電⽤原⼦炉設置者は、

原⼦⼒規制委員会規則で定めるところによ

原⼦⼒規制委員会規則で定めるところにより、その発電⽤原⼦炉施設における安全性

り、その発電⽤原⼦炉施設における安全性の向上を図るため、原⼦⼒規制委員会規則の向上を図るため、原⼦⼒規制委員会規則で定める時期ごとに、当該発電⽤原⼦炉施で定める時期ごとに、当該発電⽤原⼦炉施設の安全性について、⾃ら評価をしなけれ設の安全性について、⾃ら評価をしなければならない。ただし、第 43 条の３の 33 第ばならない。ただし、第 43 条の３の 33 第２項の認可を受けた発電⽤原⼦炉について

２項の認可を受けた発電⽤原⼦炉について

は、原⼦⼒規制委員会規則で定める場合をは、原⼦⼒規制委員会規則で定める場合を除き、この限りでない。

除き、この限りでない。

[2]

前項の評価は、次に掲げる事項について[2]

前項の評価は、次に掲げる事項について調査をし、及び分析をし、並びにこれらの調査をし、及び分析をし、並びにこれらの調査及び分析の結果を考慮して当該発電⽤調査及び分析の結果を考慮して当該発電⽤

原⼦炉施設の全体に係る安全性について総原⼦炉施設の全体に係る安全性について総合的な評定をして、⾏わなければならない。

合的な評定をして、⾏わなければならない。

61

⼀

⼀

発電⽤原⼦炉施設において予想される発電⽤原⼦炉施設において予想される事故の発⽣及び拡⼤の防⽌（以下この号事故の発⽣及び拡⼤の防⽌（以下この号において「事故の発⽣の防⽌等」という。
）

において「事故の発⽣の防⽌等」という。
）のため次に掲げる措置を講じた場合におのため次に掲げる措置を講じた場合における当該措置及びその措置による事故のける当該措置及びその措置による事故の発⽣の防⽌等の効果に関する事項

発⽣の防⽌等の効果に関する事項

イ

イ

ロ

⼆

第 43 条の 3 の 14 の技術上の基準

第 43 条の 3 の 14 の技術上の基準において設置すべきものと定められてにおいて設置すべきものと定められているもの以外のものであつて事故の発いるもの以外のものであつて事故の発⽣の防⽌等に資する設備⼜は機器を設⽣の防⽌等に資する設備⼜は機器を設置すること。

置すること。
ロ

保安の確保のための⼈員の増強、保保安の確保のための⼈員の増強、保安教育の充実等による事故の発⽣の防安教育の充実等による事故の発⽣の防⽌等を着実に実施するための体制を整

⽌等を着実に実施するための体制を整備すること。

備すること。
⼆

前号イ及びロに掲げる措置を講じたに

前号イ及びロに掲げる措置を講じたにもかかわらず、重⼤事故の発⽣に⾄る可もかかわらず、重⼤事故の発⽣に⾄る可能性がある場合には、その可能性に関す能性がある場合には、その可能性に関す

る事項

る事項

[3] 第１項の評価においては、第１条の２に掲げる⼿法を積極的に⽤いなければならない。
[4]

発電⽤原⼦炉設置者は、第１項の評価を[3]

発電⽤原⼦炉設置者は、第１項の評価を実施したときは、原⼦⼒規制委員会規則で実施したときは、原⼦⼒規制委員会規則で定めるところにより、当該評価の結果、当定めるところにより、当該評価の結果、当該評価に係る調査及び分析並びに評定の⽅該評価に係る調査及び分析並びに評定の⽅法その他原⼦⼒規制委員会規則で定める事

法その他原⼦⼒規制委員会規則で定める事項（第６項において「評価の結果等」とい項（第５項において「評価の結果等」という。）を原⼦⼒規制委員会に届け出なければう。）を原⼦⼒規制委員会に届け出なければならない。ただし、第 43 条の３の 33 第２ならない。ただし、第 43 条の３の 33 第２項の認可を受けた発電⽤原⼦炉について

項の認可を受けた発電⽤原⼦炉について

は、原⼦⼒規制委員会規則で定める場合をは、原⼦⼒規制委員会規則で定める場合を除き、この限りでない。

除き、この限りでない。

62

[5]

原⼦⼒規制委員会は、前項の規定により[4]

原⼦⼒規制委員会は、前項の規定により届け出られた事項のうち、当該評価に係る届け出られた事項のうち、当該評価に係る調査及び分析並びに評定の⽅法が原⼦⼒規調査及び分析並びに評定の⽅法が原⼦⼒規

制委員会規則で定める⽅法に適合していな

制委員会規則で定める⽅法に適合していな

いと認めるときは、その届出をした発電⽤いと認めるときは、その届出をした発電⽤

原⼦炉設置者に対し、調査若しくは分析⼜

原⼦炉設置者に対し、調査若しくは分析⼜は評定の⽅法を変更することを命ずること

は評定の⽅法を変更することを命ずること

ができる。

ができる。

[6]

発電⽤原⼦炉設置者は、第４項の規定に[5]

発電⽤原⼦炉設置者は、第３項の規定による届出をしたときは、原⼦⼒規制委員会

よる届出をしたときは、原⼦⼒規制委員会

規則で定めるところにより、当該届出をし規則で定めるところにより、当該届出をした評価の結果等を公表するものとする。

た評価の結果等を公表するものとする。

第 43 条の３の 30〜第 43 条の３の 34（略）第４章の２〜第９章・附則（略）63

（２）原⼦⼒規制委員会設置法・新旧対照表
改正後

現⾏第１条〜第 10 条（略）

（活動指針及び審査基準等）
第 10 条の２

原⼦⼒規制委員会は、次の各号に掲げる事項を明らかにした書⾯を作成し、公にしなければならない。
⼀

活動の基本的な指針

⼆

安全性評価⽅法に関する⼀般原則

三

⾏政⼿続法第５条第１項に基づき定めた審査基準と前号の指針との関係
四その他原⼦⼒規制委員会がする判断の基準を明確にする上で有益と認める事項[2]

前項第１号の指針は、できる限り具体的なものとしなければならない。
（補正）第 10 条の３

原⼦⼒規制委員会が、核原料

物質、核燃料物質及び原⼦炉の規制に関する法律に基づいてされた申請に対し補正を求めるときは、書⾯によらなければならない。
[2]

前項の書⾯には、理由を記載しなければ

ならない。
[3]

原⼦⼒規制委員会は、補正を求めた⽇から 30 年の間、第１項の書⾯を公の閲覧に供さなければならない。
（決定書の公表）
第 10 条の４

原⼦⼒規制委員会が、核原料

64

物質、核燃料物質及び原⼦炉の規制に関する法律に基づいてされた申請に対し処分をするときは、書⾯によらなければならない。
[2] 原⼦⼒規制委員会は、処分の⽇から 30
年の間、前項の書⾯を公の閲覧に供さなければならない。

第 11 条〜第 13 条（略）（原⼦炉安全専⾨審査会）（原⼦炉安全専⾨審査会）

第 14 条 原⼦炉安全専⾨審査会は、次に掲

第 14 条原⼦炉安全専⾨審査会は、原⼦⼒

げる事務をつかさどる。

規制委員会の指⽰があった場合において、

⼀

原⼦炉に係る安全性に関する事項を調査審

核原料物質、核燃料物質及び原⼦炉の規制に関する法律第 43 条の３の６第４項（同法第 43 条の３の８第２項において準⽤する場合も含む。）の規定により、
原⼦⼒規制委員会に意⾒を述べること。
⼆

原⼦⼒利⽤における安全の確保のための規制に関する政策に関して調査を実施し、必要があると認めるときは、内閣総理⼤⾂を通じて関係⾏政機関の⻑に勧告
し、及びその勧告に基づいてとった措置について報告を求めること。

三前各号に掲げる事務を⾏うために必要な科学的調査及び研究を⾏うこと。

第 15 条〜第 31 条・附則（略）

65

議する。

（３）原⼦⼒安全⽬標審議会設置法・条⽂案
（設置）
第１条

内閣府に、原⼦⼒安全⽬標審議会（以下「審議会」という。
）を置く。

（所掌事務）
第２条

審議会は、原⼦⼒の利⽤により得られる利益とそれに伴う危険を考慮し、核原料

物質、核燃料物質及び原⼦炉の規制に関する法律（昭和 32 年６⽉ 10 ⽇法律第 166 号）
第１条の３に規定する定量的安全⽬標を定める。
（組織）
第３条

（略）

（委員⻑及び委員の任命）
第４条[2]

委員⻑及び委員は、両議院の同意を得て、内閣総理⼤⾂が任命する。

委員⻑⼜は委員の任期が満了し、⼜は⽋員を⽣じた場合において、国会の閉会⼜は衆議院の解散のために両議院の同意を得ることができないときは、内閣総理⼤⾂は、前項の規定にかかわらず、委員⻑⼜は委員を任命することができる。
[3]

前項の場合においては、任命後最初の国会で両議院の承認を得なければならない。この場合において、両議院の事後の承認を得られないときは、内閣総理⼤⾂は、直ちにその委員⻑⼜は委員を罷免しなければならない。
（任期、罷免、会議、服務、給与）（略）

66

補遺〜安全規制と司法2014 年５⽉ 21 ⽇、福井地⽅裁判所において、⼤飯発電所の近隣住⺠が関⻄電⼒（株）に対して提起した⼈格権に基づく差⽌請求訴訟が認容された。本報告書は、安全規制に対する司法のあり⽅まで提⾔しようとするものではないから、本⽂では具体的に論じなかったが、この判決については、思うところが多かったことから、複数の新聞社に意⾒を寄稿した。ここではそのうちのひとつを紹介する。他の新聞への寄稿もインターネット上で閲覧することができるから（http://ieei.or.jp/2014/08/sawa-akihiro-blog140801/#mor
e-13983）、ご関⼼のある⽅はご覧になっていただきたい。
（朝⽇新聞・2014 年７⽉ 16 ⽇朝刊より転載）
今回の福井地裁の判決は、安全規制の本質について裁判官が理解していない点が最⼤の問題だと思います。原発には危険が存在することを前提としながらも、その危険が顕在化する可能性を最⼩化し、さらに被害の広がりを最⼩限に⾷い⽌めるための対策を施すことが安全規制の基本的な考え⽅です。
ところが、判決では「かような（福島原発事故のような）事態を招く具体的危険性が万が⼀でもあるのかどうかが判断の対象」だとして、そうした危険が「万が⼀でもあれば、差し⽌めが認められるのは当然」としています。リスクはゼロでなければいけないというわけです。
⼀⽅で、福島第⼀原発事故の反省に⽴って原⼦⼒規制委員会が規制基準を厳格化したう
えで各原発が新基準に適合するかどうかを審査しています。福井地裁判決がそのまま確定したとすれば、原発に関する審査について、原⼦⼒規制委員会の規制基準と福井地裁の⾔う「万が⼀にも危険性があるか」という⼆つの基準が併存してしまいます。
かつて最⾼裁は、原発に関する裁判所の審査は、原⼦⼒委員会などの専⾨技術的な審議を基にしてされた⾏政庁の判断に不合理な点があるか否かという観点から⾏われるべきだとした上で、原⼦⼒委員会などの調査審議や判断に看過し難い過誤、⽋落があった場合には設置許可処分は違法だと判断しました。
つまり、原⼦⼒委員会や⾏政庁の審議の過程に問題があったかどうかを審査するのが司法の役割だというわけです。これなら⼆つの審査基準が並⽴することはありません。この考え⽅は多くの原発訴訟の判決で踏襲されてきました。ところが福井地裁判決は、特に理67

由も⽰さず、「裁判所の判断は必ずしも⾼度の専⾨技術的な知識、知⾒を要するものではない」として、⾃ら安全性の判断を下しました。
福井地裁のような判断は今後⼤きな広がりを⾒せることはないでしょう。というのは、同様の原発差し⽌め訴訟を審理している多くの地裁では、原⼦⼒規制委員会の審査の成り⾏きを慎重に⾒極めようとしているからです。福井地裁のように規制委員会の判断を待たずに判決を出すのにはよほど詰めに詰めた緻密な論理が必要ですが、そこまでして早く判決しようという裁判官は多くないでしょう。
判決は「多数の⼈の⽣存そのものに関わる権利と電気代の⾼い低い等とを並べて論じる
ような議論に加わったり、その議論の当否を判断すること⾃体、法的には許されない」とバッサリと切り捨てました。電⼒の安定供給などの公益との調整という課題についての想像⼒を⽋いた判決で、世論の喝采を浴びたかもしれませんが、原発の運転差し⽌めという重⼤な結論に導くにしては論理が粗雑で、上級審で⽀持されるとは思えません。

68

参考資料
１．安全性に関わる審査⽤語

規制庁ホームページ、ATOMICA、原⼦⼒安全委員会「FSAR 変更・届け出」、METI「諸外国のPRA 活⽤状況」

２．設計・建設段階の安全規制

69３．運転段階の安全規制

70

原子力安全規制の最適化に向けて―炉規制法改正を視野に―
21 世紀政策研究所

研究プロジェクト

（研究主幹：澤昭裕）

2014 年 8 月
21 世紀政策研究所〒100-0004

東京都千代田区大手町 1－3－2
経団連会館 19 階
TEL：03-6741-0901
FAX：03-6741-0902

ホームページ：http//www.21ppi.org/

JAN. 2015
NO.
2015年１月発行

41

わが国のエネルギー政策―原子力事業環境の整備等―

官民の役割分担を最適化し、原子力事業の再構築を
21 世紀政策研究所研究主幹

澤昭裕氏

21世紀政策研究所では、東京電力福島第一原て、日本経済は製造業を中心に大ダメージを受子力発電所の事故を受け、原子力事業を継続する

け、国民の生活は脅かされるでしょう。では、火場合に必要な措置を明らかにするといった観点か

力発電に頼った場合はどうでしょうか。火力発電

らプロジェクトを立ち上げ、研究を進めてきましは、政情不安な地域に燃料を頼ることになりエネた。ここ最近では、政策提言を相次いで公表し、ルギー安全保障が脅かされるのみならず、CO2を各地でシンポジウム・講演会を開催するなど活発

排出しない原子力発電に比べて、地球温暖化問題に活動しています。そこで澤昭裕研究主幹にプロを悪化させかねないという問題を抱えています。

ジェクトの現状と今後の展望についてお話を聞き原子力が万能のエネルギーだとは思いませんました。
（12月17日）

し、事故の被害を過小評価するつもりもありません。しかし、電力を安価かつ安定的に供給するに――事故後の世論調査などでは、原子力事業の継は、各エネルギーのメリットとデメリットを正し続自体に否定的な意見も聞かれます。経済界でく評価した上、それぞれをバランスよく使ってリは、こうした動きを不安な思いでご覧になっていスクを分散させなければなりません。今、原子力る方も少なくないと思うのですが、この問題はど発電をやめるという偏った選択をすれば、その歪のように考えればよいのでしょうか。

みは必ず経済界や国民生活にはね返ってきます。
すでに３割程度電気料金が上がっていることはそ

原子力発電を完全にやめてしまった場合、何がの一つです。わが国の将来のためには原子力発電

起きるでしょう。最近では、再生可能エネルギー

を一定の割合で維持すべきで、そのために事業環で代替するといった議論があります。しかし、震境の整備が必要なのです。

災前、原子力発電が発電量全体の約30％を占めていたのに対し、2013年度の再生可能エネルギーの――事業を以前と同じ形で再開するという選択肢

発電量は約２％にすぎません。また、再生可能エはないのでしょうか。

ネルギーは発電量が安定しないため、停電などを防ぐために莫大なコストが必要になります。結果

このまま成りゆきまかせで事業を続ければ、市

的に、電力は不足し、電気料金は大幅に上昇し場原理の限界から深刻な問題が発生するおそれが（次頁に続く）1

放棄せざるをえないような事態も起きかねません。

あります。
事故により原子力事業のリスクが明らかになり

政策提言『原子力事業環境・体制整備に向けました。まずは、「政策不透明のリスク」です。

て』は、今お話した私の問題意識を総論的・網羅

世論や政治情勢は大きく変化し、将来的にどの程的に示した入門書のような位置づけになりますの度の原子力発電所を維持するか、再処理や廃棄物

で、ぜひご一読いただきたいと思います。

の最終処分プロセスもまだよく見通せてはいません。原子力事業の全体像が不透明になり、コス――原子力事業にはリスクがあるとのことです

ト・収益の予測を立てるのが困難になりました。

が、それぞれのリスクを低減させる方法やリスク

また、安全規制の強化により追加対策等に大きに対処する方法はあるのでしょうか。

なコストがかかる「規制対応のリスク」、事故を起こした場合に多額の損害賠償をしなければなら「政策不透明のリスク」については、まずは基ない「賠償のリスク」も明らかになりました。こ本的な政策方針を政府が示すことが不確実性を軽のように事業の運営が難しさを増す一方で、現減します。さらに官民が協力して政策支援・事業

在、電力業界で総括原価方式（料金規制）を廃止

監督組織を新設し、その組織が発電から核燃料サし、市場原理を導入しようという議論がされていイクル、廃棄物の処分に至るまで具体的な計画をます。

企画実施していく。この組織に事業者に対する金このような中、原子力事業をこれまでどおり民融的支援の権限を与えれば、事業者のリスクある間事業者が担うことは難しくなりつつあります。

環境下での資金調達も可能になります。詳しく

自由化の下では、将来の事業の全体像に目を配っは、政策提言『核燃料サイクル政策改革に向けた総合的な運営を期待できないばかりでなく、そて』をご覧ください。

のリスクゆえに事業者が資金調達にゆきづまり、「規制対応のリスク」については、審査にあた

最悪の場合、放射性物質を扱う者としての責任をる原子力規制委員会（規制委員会）の任務や規制*報告書等は、当研究所ホームページ(http://www.21ppi.org/archive/ambiance.html)からご覧いただけます。

2

21PPI NEWS LETTER JAN. 2015

活動原則を明確化するとともに、具体的なルール

持って取り組むべきですし、周囲に情報を発信しは必ず文書化することが考えられます。これは、て積極的にコミュニケーションを図るべきです。

安全性向上のための効果的な規制活動にもつながるものですが、同時に事業者が理不尽な規制解釈――ちなみに英語版の政策提言等も公表されていで損失を被るおそれも下がるわけです。また事業

ますが、その狙いはどこにありますか。

者も、自らが一義的に安全確保の責任を負っていることを自覚し、「お墨付き」文化から脱却する

広く情報提供や助言を募るためというのもあり必要があります。このあたりは報告書『原子力安ますが、一つには、国際社会における役割を果た

全規制の最適化に向けて―炉規制法改正を視野にすといったことがあります。事故に至るプロセス―』において、実際の審査プロセスを題材に詳しや事故後の社会現象は、現実に事故を経験したこく分析しています。

とのない国にとっては、非常に有益な情報です。

「賠償のリスク」については、無制限とされてこうした情報を惜しみなく発信することが日本のきた事業者の損害賠償責任を制限する一方で相互使命であり、それを果たすことが信頼向上につな監視による安全性確保が機能する仕組みを取り入がります。

れるとともに、国家による補完的な補償を定めることで、被害者の救済と両立する形で事業者の予――最後に、今後の研究において、どのような展見可能性を確保することが考えられています。こ

開が予想されるか教えてください。

の点は報告書『新たな原子力損害賠償制度の構築に向けて』で詳しく検討しています。

当面の課題として、「規制対応のリスク」の関係になりますが、今年予定されている原子力規制――新たな原子力事業環境整備のポイントは、ど委員会設置法等の見直しへの対応があります。こういったことになりそうですか。

れを機に組織構造や規制体系全般を根本から洗いなおしてみたいと思っています。可能であれば、当面は官民リスク分担の最適化ということになるでしょう。先ほどお話したように、原子力事業

再稼動プロセスと立地地域との関係も整理したいです。

は、国全体の利益のためにする部分がありますか「賠償のリスク」との関係では、被害を受けたら、国も応分の責任を負い、主体的に取り組まね

地域の再生のための制度設計、「政策不透明のリばなりません。きちんと計画を示すべきですし、スク」との関係では、原子力事業全般にわたる最事業者に対する金融的支援・財務上の監督もすべ

適なプランの呈示などが残っています。

きです。また、地方自治体に任せてきた周辺住民の避難計画作成にも積極的に関与すべきです。事
故時は、金銭賠償だけでなく、被害を受けた地域の再生にまで責任を負うことも重要でしょう。
事業者も、受け身になってはいけません。経営
の効率化はもちろんですが、安全規制の分野では運転経験に基づくデータを持っているわけですか

インタビューを終えてこの問題は国全体を左右するもので、正しい情報に基づいて冷静に分析、検討しなければならないという思いが伝わってきました。当研究所では、今後も、澤研究主幹、竹内純子研究副主幹を中心に研究を進め、政策提言やシンポジウムを通して適確な情報を発信していく予定です。

ら、自分たちが事故を防ぐ主体だとの責任感を3