６．原子力発電の安全を確保する
（1）原子力発電所の安全確保
① 原子力発電所はどのようにして安全確保を図っているのか
原子力発電所の安全確保は、下図のように、多重防護の設計や運転・保修員の資質 向上、厳重な品質管理などのしくみによって成り立っている。詳細は本文参照。安全確保のしくみ
図表の出典：電気事業連合会 原子力図面集② 原子力発電所で使用されている材料はどのようなものか
発電用原子炉の主要構成材料
図表の出典：原子力百科事典（ATOMICA）③ 原子力発電所と他のプラントとの温度・圧力の比較（例）
温度 圧力 沸騰水型原子炉（BWR）内 287 ℃ 7.2 MPa 加圧水型原子炉（PWR）内 325 ℃ 15.4 MPa 化学プラント④ 非常用炉心冷却装置（ECCS）とはどのようなものか
⑤ 原子力発電所は、古いものは既に 30 年以上運転しているが、
古くなっても大丈夫なのか、安全確保のために具体的にどのよ
うな措置がとられているのか
原子力発電所の高経年化技術評価対象機器
⑥ 原子力発電所の地震対策
耐震設計の概念
地震の知識
⑦ 原子力発電所における放射線や放射性物質の管理
原子力発電所の区域区分
放射線業務従事者の放射線管理
⑧ 安全運転のための措置
運転責任者の選任
図表の出典：電気事業連合会 原子力図面集⑨ 万が一、トラブルが生じた場合には、事業者・行政庁はどのよ
うな対応をとるのか（防災を除く）
原子力発電所のトラブルについては、"法律"と、経済産業大臣の"通達"によって定め られている。法律は、故障などによる原子炉の停止、基準を超える放射性物質の漏れ、 限度を超える被ばくなどを対象にしており、通達は、法律の報告基準に満たない出力 の抑制や基準を超えない放射性物質の漏れなど、ごく軽いトラブルを対象にしている。 これらの原子力発電所のトラブルは、発生後直ちに電気事業者から経済産業省（原 子力安全・保安院）へ報告されることになっている。 なお、試験研究炉のトラブルについては文部科学省が、核燃料サイクル関連施設な どのトラブルについては、経済産業省原子力安全・保安院が対応している。 地方自治体への通報連絡や報告については、地方自治体と電気事業者との間で合意 した安全協定などに基づき、電気事業者から行われる（次頁参照）。報告すべきトラブル
原子炉等規制法 (1)核燃料物質の盗取又は所在不明 (2)原子炉施設の故障による原子炉の運転 停止 (3)原子炉の運転停止中における原子炉施 設の故障 (4)気 体 状 又 は 液 体 状 放 射 性 廃 棄 物 に よ る周辺監視区域外の放射性物質の許容濃 度超過 (5)気 体 状 又 は 液 体 状 放 射 性 物 質 の 管 理 区域外漏えい (6)管理区域内において放射性物質が漏え いし新たな措置を講じたとき、又は管理 区域外へ広がったとき (7)従事者の許容線量を超える、又は超え るおそれのある被ばく (8)原子炉施設に関する人の障害の発生時、 又は発生するおそれがあるとき 電気事業法 (1)感電死傷 (2)電気火災 (3)電 気 工 作 物 に 係 わ る 感 電 以 外 の 死 傷 又は他の物を著しく損壊させたもの (4)放射線被ばく (5)主要電気工作物の損壊 (6)発電支障 (7)台風等の広範囲な地域にわたる災害に よるもの (8)主 要 電 気 工 作 物 の 工 事 中 に 発 生 し た もの又は社会的に影響を及ぼしたもの 大臣通達 (1)計画外の出力変化又は出力抑制 (2)安全保護系の故障 (3)工学的安全施設の故障 (4)燃料に係わる故障 (5)原 子 炉 に 関 連 す る 主 要 機 器 の 機 能 低 下又は故障 (6)気 体 状 又 は 液 体 状 放 射 性 廃 棄 物 の 計 画外排出 (7)放射性物質の漏えい (8)従事者の計画外被ばく (9)原子炉施設に関し、軽微な人の障害が 発生したとき (10)火災の発生 出典：経済産業省ホームページ⑩ 国際的な原子力安全への取組み
原子力の安全に関する条約
原子力事故の早期通報に関する条約
原子力事故又は放射線緊急事態の場合における援助に関する条約
（２）原子力防災
①
原子力防災対策について
（１） 原子力防災対策については、災害対策基本法等に基づき、国、地方公共団体等におい て所要の措置が講じられてきた。 （２） 従来より、原子力安全委員会においては「原子力発電所等周辺の防災対策について（以 下防災指針という。）」等を策定しているほか、１９９７年６月、国の防災基本計画が 修正され、原子力災害対策編が追加される等原子力防災体制が整備されてきた。 （３） ところが、１９９９年９月のウラン加工工場臨界事故への対応において、初期動作に おける国、自治体の連携強化、原子力災害の特殊性に応じた国の緊急時対応体制の強 化、原子力事業者の防災対策上の責務の明確化等の課題が顕在化した。このような認 識のもと、同年１２月に原子力災害対策特別措置法が制定され、原子力防災対策の抜 本的強化を図ることとなった。 これに伴い、２０００年５月、以下に示す「防災指針」及び「防災基本計画」につ いても見直しが行われた。 ①原子力安全委員会決定「原子力施設等の防災対策について」（防災指針の表題も変更） 防災対策を重点的に充実すべき地域の範囲、緊急時環境放射線モニタリング、防護 対策、緊急被ばく医療等について原子力防災対策の専門的・技術的事項を定めている。 ②「防災基本計画」 災害予防、災害応急対策、災害復旧の各段階ごとに国、地方公共団体及び原子力事 業者の役割が定められている。 （４） これらに基づき、経済産業省及び文部科学省は関係省庁、地方公共団体等と協力しつ つ、以下の事業等を実施している。 ①オフサイトセンターの整備 ②緊急時モニタリング体制、医療体制、専門家の現地派遣体制等の整備 ③地方公共団体に対する技術的、財政的支援 ④原子力事業者の防災対策に対する指導図表の出典：電気事業連合会 原子力図面集
原子力防災の体系
（１）原子力防災に係る法律及び指針 ○原子力災害対策特別措置法 原子力災害の特殊性を踏まえた、原子力災害に対する対策の強化 ○防災指針（原子力安全委員会決定） 原子力防災対策の技術的・専門的事項を記述 ○防災基本計画（中央防災会議決定） 災害対策基本法に規定されており、防災体制、関係機関の役割分担等を記述 （２）各種防災計画 ○各省庁毎の防災業務計画 文部科学省、経済産業省、内閣府、消防庁、防衛庁、警察庁等 ○地域防災計画 関係都道府県、市町村毎に策定 ○原子力事業者防災業務計画 原子力災害対策特別措置法に規定②
原子力防災の具体的な対応策はどのようなものか
原子力緊急時の防災対策
（３）各種マニュアル
国、地方自治体、原子力事業者等で必要に応じ、具体的事項をあらかじめ、マニュ アル化したもの。関係省庁マニュアル等がある。
原子力防災対策
実施指針
（３）過去の原子力トラブル事例
①
スリーマイル アイランド原子力発電所事故の概要
図表の出典：電気事業連合会 原子力図面集
② チェルノブイル原子力発電所の事故の概要
チェリノブイリ原子力発電所の構造
図表の出典：電気事業連合会 原子力図面集
③ 美浜発電所 2 号機（関西電力）事故の概要
図表の出典：電気事業連合会 原子力図面集
④ 高速増殖炉「もんじゅ」のナトリウム漏えい事故の概要
⑤ 東海再処理施設アスファルト固化処理施設火災・爆発事故の概要
東海再処理工場の低レベル放射性廃液をアスファルト固化する施設で、1997 年３ 月 11 日に、火災・爆発事故が発生した。この事故では、午前 10 時頃起きた火災の 後、同日 20 時頃に爆発が発生した。事故による負傷者はなかったが、作業員が若干 の内部被ばくをし、環境へも若干の放射性物質が放出された。 事故後の調査の結果、火災事故の原因は、エクストルーダ内での物理的発熱により、 アスファルトと低レベル放射性廃液の混合物が、高い温度でドラム缶に充填されたた め、アスファルト固化体の成分であるアスファルトと硝酸塩を含む塩類との化学反応 によって発火したものと考えられている。また、爆発事故の原因は、不十分な消火に よってアスファルト固化体から発生した可燃性ガスが、アスファルト充填室等に滞留 し、換気系から流入していた空気と混合し、ターンテーブル上で自己発火した固化体 による着火若しくはダクト内での電気系統による発火のいずれかであると考えられて いる。 この事故の国際評価尺度(INES)は、レベル 3(重大な異常事象)と評価された。 図表の出典：原子力百科事典（ATOMICA）⑥ 日本原子力発電敦賀発電所 2 号機における一次冷却材漏れの概要
定格出力 1,160MW で運転中のところ、平成 11 年 7 月 12 日 6 時 05 分、格納 容器内の一時冷却系統のＣループ室前通路およびＤループ室前通路に設置している火火災発生場所
て、原子炉を停止することとし、6 時 24 分より緊急負荷降下を開始、6 時 48 分に 原子炉を手動停止した。 化学体積制御系再生熱交換器の 3 段ある熱交換器のうち、中段と下段の抽出側連絡 配管のエルボ部に、軸方向と、周方向の大小 12 の割れが確認された。また、熱交換 器胴内面の 5 箇所の領域でも割れが確認された。 熱交換器胴には熱交換性能を改善するための内筒が設置されており、内筒内部を流 れて伝熱管と熱交換し冷却される主流と、内筒と胴の隙間を流れる高温のバイパス流 が存在し、出口で混合する構造であった。バイパス流量は、設計時想定量 23％に対し、 実運転では約 40%であると評価された。流動解析、熱流動解析、応力解析、破断面評 価等から、原因が以下のように推定された。 (1) 再生熱交換器には内筒と胴の間を流れる高温のバイパス流が存在し、実機におけ る胴と内筒支持リングとの隙間が設計目標値より大きくなり、バイパス流が設計想定 量より多くなったことから、胴の下部にバイパス流の低温領域が顕著に生成･消滅する ようになった。 (2) これにより熱交換器が全体に変形を繰り返すとともに、内筒支持リングと胴の隙 間が変動し、 (3) バイパス流及び主流の合流点でフローパターンが変動することにより連絡管及び 胴本体に温度分布が変化するという現象が周期的に発生した。 (4) このフローパターンの変動による比較的長い周期の温度変動と、バイパス流と主 流の混合による比較的短い周期の温度ゆらぎが重畳したことで連絡管及び胴本体に疲 労強度を上回る応力が繰り返し加わり、熱疲労割れが生じた。 以上のことから、内筒を有しない構造設計の再生熱交換器と取替えることとした。 他プラントには内筒を有した再生熱交換器はなかったが、念のため胴及び連絡管の温 度変動を確認することとした。環境への放射性物質の影響はなかった。 出典：経済産業省「原子力のページ」
⑦ ＪＣＯウラン加工施設の臨界事故の概要
図表の出典：電気事業連合会 原子力図面集⑧ BNFL の MOX 燃料データねつ造の概要
通商産業省（現 経済産業省、以下同）は、1999 年 9 月 13 日、関西電力（株） より、英国ＢＮＦＬ社において製造された高浜発電所 4 号機用ＭＯＸ燃料の輸入燃料 体検査申請を受理した。 ところが翌 14 日、関西電力（株）より、ＢＮＦＬ社において製造中の高浜発電所 3 号機用ＭＯＸ燃料の品質管理データの一部が改ざんされていたとの報告を受けたた め、同社に対して徹底した調査を指示した。 関西電力（株）は、現地調査等を行った結果、高浜発電所 3 号機用ＭＯＸ燃料のペ レット外径の品質管理データについては 22 ロットに不正があり、一方、高浜発電所たため、関西電力（株）は輸入燃料体検査申請を取り下げた。 本問題について、日英政府、ＢＮＦＬ社、関西電力（株）ほかの調査が進められた。 2000 年 2 月には英政府から調査報告書が発表された。このなかでデータねつ造のほ か、燃料棒にネジ等の異物が混入していた事も明らかになった。本ＭＯＸ燃料につい ては、政府間で協議され英国に返還することで合意されている。時期は輸送ルート諸 国との協議が必要なため 1∼2 年後となる見込み。 出典：経済産業省「原子力のページ」
⑨ 浜岡原子力発電所１号機（中部電力）配管破断事故の概要
図表の出典：電気事業連合会 原子力図面集⑩ 東京電力原子力発電所の不正記録問題等
（シュラウド等関連） GE（ゼネラル エレクトリック）社が、シュラウドのひびなどに関して、不適切な 取扱いが行われた可能性があると指摘した 29 件のうち、東京電力および原子力安全・ 保安院（国）が調査した結果、不適切な取り扱いがあったもの、問題を指摘すべき事 案等であるとの評価がなされたものが 16 件（太枠内）あった。 このうち、大半の機器は既に取り替えられており、現存する機器も安全上問題ない ことが原子力安全・保安院により確認されている。（2002 年 10 月末現在） 国の評価分類 A：技術基準適合義務等を遵守していなかった可能性がある B：通達等に基づく国への報告を怠ったり、事実に反する報告を行った可能性がある C：自主保安のあり方として適切とはいえない D：問題点は見出せなかった 東京電力の評価分類 ×：不適切な点が認められたもの ○：不適切な点が認められなかったもの 国評価 発電所 ユニット 対象設備 GE社指摘 修理 東電評価 A 福島第一 １号機 シュラウド * 01年度取替済 × ドライヤー * 91年取替済 × ２号機 シュラウド * 99年取替済 × ３号機 シュラウド * 97∼98年取替済 × ５号機 シュラウド * 99∼00年取替済 × 福島第二 ３号機 シュラウド * 未 × B 福島第一 １号機 炉心スプレイスパージャ * 99年取替済 × ４号機 ICMハウジング * 97年取替済 × シュラウド * 未 × 福島第二 ２号機 シュラウド * 未 × ４号機 シュラウド * 未 × C 柏崎刈羽 １号機 シュラウド * 未 × 福島第一 ２号機 アクセスホールカバー * 91∼92年修理済 ○ ３号機 レンチ置き忘れ・回収 * ── ○ ５号機 アクセスホールカバー * 済 × 福島第二 １号機 ドライヤー * 93,95年修理済 × D 柏崎刈羽 １号機 ドライヤー * 94年修理済 ○ ２号機 ジェットポンプ（ウエッジ等） * 未 ○ ５号機 ジェットポンプ（ウエッジ等） * 未 ○ 福島第一 １号機 ジェットポンプ（入口配管） * 97年取替済 × シュラウド・ヘッドボルト * 87∼88年取替済 ○ ２号機 シュラウド・ヘッドボルト * 87∼88年取替済 ○ ６号機 アクセスホールカバー * 92年取替済 × ジェットポンプ（ウエッジ等） * 02年修理済 ○ ジェットポンプ（計測用配管） * 未 ○ シュラウド・ヘッドボルト * 87∼88年取替済 ○ 福島第二 ２号機 ジェットポンプ（ウエッジ等） * 未 ○ ３号機 ジェットポンプ（ウエッジ等） * 未 ○ ４号機 ジェットポンプ（ウエッジ等） * 未 ○
