第３章 新規制基準自体の欠落または不足な項目
3.3 繰り返し地震を想定した耐震基準に
滝谷 紘一
熊本地震では震度７の激震が短期間に 2 回発生した。これは過去の経験則にはない新知見である。規 制基準ではこのような激震の繰り返しは想定されていないが、蒸気発生器伝熱管など繰り返し地震に脆 弱な設備箇所がある。早急に基準地震動として激震の繰り返しを想定するように耐震基準を改正すべき である167。
3.3.1 熊本地震における繰り返し激震
2016 年４月の熊本地震では、活断層が動いて震度 7 の激震が約 28 時間の短期間に 2 回発生した（4 月 14 日 21 時 26 分と 16 日 1 時 25 分）。1 回目の前震（M6.5）には耐えたが、2 回目の本震（M7.3）
で倒壊した建物が数多くあった。気象庁は、このような激震の繰り返しは「過去の経験則にはない」と 発表した。原子力市民委員会では、5 月 17 日に熊本地震に関する声明書を出し、その中で、原発の新規 制基準のうちの設置許可基準規則における耐震安全性の審査基準（以下、耐震基準と略記）が繰り返し 地震を想定外としていることは、重大な欠陥であることを指摘した168。しかし、規制委は未だに繰り返 し地震を耐震基準に取り入れようとしていない（☞ 3.3.4）。
私たちは熊本地震で激震の繰り返しを現実のものとして経験した。設計基準事象の想定規模に関し て、それを排除できる明確な根拠が示されない限り、現実に生じた事象は包絡されなければならないこ とは、福島原発事故以前からの安全設計の基本的考え方である。基準地震動 Ss の繰り返しにより安全機 能が損なわれるおそれの強い機器・配管として、PWR に関しては、蒸気発生器伝熱管（☞ 3.3.2）と原 子炉格納容器の伸縮式配管貫通部（☞ 3.3.3）が挙げられる。従って、耐震基準は Ss の繰り返し地震を 想定するように早急に改正し、その基準のもとに耐震評価が行われるべきである。
3.3.2 蒸気発生器伝熱管の塑性変形破損
新規制基準適合性審査を受けて既に認可された 12 機の PWR の工事計画認可申請書中の耐震計算書 によると、基準地震動 Ss に対して発生する蒸気発生器の伝熱管（☞ 図 21）169の 1 次応力最大値（膜応 力と曲げ応力の和）は、美浜 3 号機以外は 316～440MPa にあり、いずれも Ss 用評価基準値(許容応力) を満足しているものの、ここで注目する弾性設計用評価基準値 263MPa の 1.2 倍～1.7 倍となってい る。このことは、1 回の Ss に対して伝熱管は弾性範囲を超えて塑性域に入り、塑性変形を生じている可 能性があることを意味する。塑性変形した状態では、材料のミクロ組織に転位（結晶格子欠陥）が生じ ており、そこに再度 Ss あるいはそれ未満でも激しい地震動に見舞われると、転位の蓄積とそれに伴うひ ずみの増加といった材料組織の変化が進行して、伝熱管の健全性に悪影響が出るおそれがある。
蒸気発生器の伝熱管は原子炉冷却材圧力バウンダリ機能170という重要な安全機能を有する。１台あた
167滝谷紘一（2016）「繰り返し地震を想定する耐震基準改正を求める」『科学』86(12) pp.1205-1210
168原子力市民委員会「声明：熊本地震を教訓に原子力規制委員会は新規制基準を全面的に見直すべきである」(2016年 5月17日) www.ccnejapan.com/?p=6794
169川内1号機工事計画認可申請 添付資料3-17-3-2-2 2015年3月10日 p.388/892（＝3(1)-17-3-2-1-4）の第2-2図「蒸 気発生器の構造説明図」（ www.nsr.go.jp/data/000100482.pdf ）を簡略化。
170「原子炉冷却材圧力バウンダリ機能」とは、高圧の原子炉冷却材を保持する機能を指す。
りの本数は 3,380 本ほどあり、３台ある電気出力 80 万 kW 規模の原発では総本数が約 1 万本に達す る。伝熱管は１本でも著しく破損すると、原子炉冷却材バウンダリが破れて 1 次冷却材が 2 次冷却系に 流出する原子炉冷却材喪失事故になり、しかも 2 次冷却系配管が原子炉格納容器を貫通しているので、
１次冷却材に含まれている放射性物質が主蒸気逃し弁などを通じて直接大気中に放出され、周辺の公衆 に放射線被ばくを与えることになる。設計基準対象設備である蒸気発生器には、繰り返し地震により安 全機能を喪失してはならない設計が求められる。
3.3.3 原子炉格納容器の伸縮式配管貫通部の疲労破損
耐震評価での着目点の一つに、地震時に加わる外力の繰り返しを受けて機器・配管などの金属疲労が 進み破損に至ることはないかという問題がある。この点に着目して電力会社の耐震評価書を調べた結 果、いくつかの原発において原子炉格納容器の伸縮式配管貫通部（☞ 図 22）171は、繰り返し地震によっ
171「伸縮式配管貫通部」とは、原子炉格納容器とそれを貫通する配管の動き（変位量）の違いを吸収し、同時に原子炉 格納容器の気密性を保つために、金属製の伸縮継手（ベローズ継手とも呼ばれる）を用いた配管貫通部を指す。図 22は、九州電力株式会社（2015）「川内原子力発電所１号炉の高経年化技術評価（耐震・耐津波安全性評価結果に ついて）」平成27年7月13日 資料1-2 p.6の図「伸縮式配管貫通部（主蒸気系統配管）」を転載。
www.nsr.go.jp/data/000114565.pdf 図 21 蒸気発生器の構造概念
出典： 九州電力川内原発 1 号機資料【脚註 169】
図 22 原子炉格納容器の伸縮式配管貫通部
（主蒸気系統）の構造概念
出典： 九州電力川内原発 1 号機資料【脚註 171】
冷却材出口管台 冷却材入口管台
蒸気出口管台
給水入口管台
伝熱管
（主蒸気系統配管）貫通配管 伸縮継手 原子炉格納容器
て疲労破損が生じるおそれがある。
具体的には、高経年化技術評価と運転期間延長申請の資料によると、主蒸気系統配管の設置箇所では 一回の Ss 地震動による疲労累積係数(通常運転中の疲労分は除いた値)のみで川内 1 号機 0.944、美浜 3 号機 0.584 に達しており、これらの箇所では Ss の繰り返し地震に見舞われると、判断基準の 1.0 を超え ることが確実である。この箇所は原子炉格納容器バウンダリ機能という安全機能を有しており、繰り返 し地震に対してその機能を喪失しない設計が求められる。
3.3.4 「規制委員会の考え方」の不合理
2016 年 11 月に実施された、玄海３・４号機の審査書（案）に関するパブリックコメント募集に対し て提出された意見
熊本地震で得られた繰り返し地震の発生という新しい知見と経験が何ら反映されていないこと、
基準地震動規模の繰り返し地震に対して重要な安全機能を持つ設備の健全性が損なわれるおそれ があること、また将来にわたり玄海原発敷地において繰り返し激震が生じないことを科学的に立 証することは現在の地震学ではできないことから、早急に繰り返し地震を想定するように耐震基 準の見直しを行い、それが終わるまでは審査を保留し、改訂された耐震基準にもとづく審査を求め る。
に対して、示された「規制委員会の考え方」には
熊本地震については、公表された観測記録や各研究機関の研究報告等の知見について、収集・分析 を行っています。これまでのところ (1)規制基準等を直ちに見直す必要があるとの知見は得られて いないと考えています。(中略) なお、原子力発電所で起こり得る最大規模の地震動である基準地 震動に対しては、施設の一部の変形が塑性領域に達する可能性もありますが、(2)塑性変形の程度 を小さなレベルに留めることを要求しています。さらに、地震発生時に講ずべき措置について定め ることを要求しており、地震により運転が停止した場合には、(3)事業者は地震による施設への影 響を確認するために点検を行い、施設の異常の有無や健全性を確認し、補修を行う等、必要な措置 が講じられることを確認しています。例えば、地震加速度が大きいことによる原子炉の自動停止等 をこれまでに経験した原子力発電所では、地震観測記録の分析や建屋の地震時の健全性評価を基 に、施設が基準地震動を超える影響を受けたかどうか評価した上で、詳細な点検、補修等の特別な 保全計画を策定し運用しています。
と記載されている172（下線と番号は筆者による）。
下線部 (1) は、規制委が、過去の経験則にない繰り返し地震が発生したという新知見を無視し、繰り返 し地震の原発への影響を軽視して不作為の態度をとっていることを示している。規制委は安全第一の立 場に立つかぎり、各原発が繰り返し地震に見舞われないかどうかの検討と、見舞われた場合の原発の安
172規制委員会「九州電力玄海原子力発電所の発電用原子炉設置変更許可申請書(3号及び4号)に関する審査書(案)に対す る御意見への考え方」2017年1月 p.9
全性への影響評価を早急に行い、規制基準等の見直しの要否を科学的に明らかにすべきである。
下線部 (2) は、基準地震動に対して要求している「塑性変形の程度を小さなレベルに留めること」の判 断基準が示されておらず、実効性を欠いている。具体例として、3.3.2 で述べた蒸気発生器伝熱管につい ては、発生応力が弾性設計用評価基準値の 1.2 倍～1.7 倍となっており、この塑性変形の程度が小さなレ ベルに留まっているのかどうかの評価は工事計画認可申請書の耐震計算書には記載されていない。規制 委は「塑性変形の程度を小さなレベルに留めることを要求している」と述べているが、その要求が満た されていることの確認をしていない疑いがある。さらに、基準地震動に対して「塑性変形の程度を小さ なレベルに留める要求」は、機器・配管系に対してであり、建物・構築物に対しては何らなされていな い。建物・構築物の基準地震動に対する要求は「構造物全体としての変形能力（終局耐力時の変形）に ついて十分な余裕を有し、建物・構築物の終局耐力に対し妥当な安全余裕を有していること」（設置許可 基準規則の解釈（別記２）第 4 条６）である。東北地方太平洋沖地震に見舞われた女川 2 号機の原子炉 建屋の壁には 1130 カ所のひび割れが確認され、建物上部は剛性が完成直後と比べて 7 割下がったとの 解析結果が規制委の審査会合で報告された。このような状態において繰り返し地震を受けると、原子炉 建屋は終局耐力に対して余裕を保てるのか、甚だ疑問がある。このことからも繰り返し地震に対する施 設の安全性を評価することは重要である。
下線部 (3) で「地震による施設への影響を確認するために点検を行い、施設の異常の有無や健全性を確 認し、補修を行う等、必要な措置が講じられることを確認している」と記していることは、発生間隔の 短い繰り返し地震に対してはまったく実効性がない。熊本地震では 28 時間後に繰り返し地震が発生し た。わずか１~2 日の短期間に確認できる施設の異常の有無や健全性は、その一部にとどまるし、仮に異 常が見つかった場合にも補修を行うことなど不可能に近い。最初の地震で原子炉を停止していても原子 炉の崩壊熱除去運転は長期間にわたり不可欠であり、点検、補修等の保全計画に頼ることなく繰り返し 地震に対する安全機能維持が要求される。
以上に見たとおり、繰り返し地震を耐震基準の想定外としてよいとする「規制委員会の考え方」は不 合理きわまるものである。