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総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会中越沖地震における原子力施設に関する調査・対策委員会運営管理・設備健全性評価WG（第５回）－議事録
日時：平成20年4月1日（火）10:00～12:13
場所：経済産業省講堂（本館地下2階）
出席者
＜主査＞
関村 直人
＜委員＞
井口 新一、今泉 洋、小林 英男、首藤 由紀、平野 雅司、福西 史郎、飯井 俊行、山口 彰
議事概要
- 根井原子力発電検査課長
それでは、定刻になりましたので、ただいまから第5回「運営管理・設備健全性評価WG」を開催いたします。
本日は、お忙しい中、御出席いただきまして誠にありがとうございます。
それでは、関村主査、よろしくお願い申し上げます。
- 関村主査
それでは、議事に入ります前に、事務局の方から定足数の確認、それから配付資料の確認をお願いいたします。
- 根井原子力発電検査課長
総合資源調査会運営規定上、定足数は全委員の過半数となっております。
本日は、現時点で12名の委員のうち8名の委員に御出席いただいておりますので、本委員会は有効に成立しております。
引き続き、議事次第の配付資料の一覧を使いながら配付資料の確認をさせていただきます。
まず、資料1－1「中越沖地震発生時における柏崎刈羽原子力発電所の原子炉の運営管理に係る評価について」。私ども原子力安全保安院からの資料でございます。
資料1－2「新潟県中越沖地震により得られた教訓と課題等に対する各原子炉設置者における是正処置・予防処置の実施状況等について（速報）」。これも私どもの方からの資料です。これが資料1－2でございます。
資料2「柏崎刈羽原子力発電所の設備点検に関する原子力安全・保安院の確認状況について」。これも私どもからの資料でございます。
資料3「柏崎刈羽原子力発電所第7号機の設備に関する地震応答解析に対する原子力安全保安院の確認状況について」です。これも私どもの方からの資料でございます。
資料4「柏崎刈羽原子力発電所7号機 新潟県中越沖地震後の設備健全性に係る点検・評価に関する中間とりまとめ（報告書）（案）」ということで、東京電力からの資料でございます。
これに附属する資料としまして、資料4補足説明資料1というもの、これも東京出力のクレジットが入っている資料でございます。
それに加えまして、右肩に添付資料4－1「各機種の点検方法」。
添付資料4－2「各機種の点検結果」。
添付資料5－1「疲労評価における繰返し数の算出について」。
添付資料6－1「柏崎刈羽原子力発電所第7号機 新潟県中越沖地震後の健全性に係る総合評価」。
参考資料1「地震応答解析のもつ保守性について」。以上が資料4に係る一式でございます。
資料5「運営管理・設備健全性評価WG（第4回）議事録」を配布させていただいております。この議事録につきましては、前回から開催期間が空いたということもありまして、議事録の公開のルールとの関係もございまして、既に委員の皆様方に御確認いただきまして、既に公表している分のセット版を今日は配付させていただいております。
以上でございます。
- 関村主査
それでは、資料の不足等がありましたらお申し出いただければと思います。
よろしゅうございますでしょうか。
では、議事に入らせていただきたいと思います。
本日の進め方でございますが、本日は、まず、資料1－1及び1－2につきまして御説明をいただいた後、フリーディスカッションの時間をとりたいと思います。
その後、資料2及び資料3について御説明をいただいた後、やはりフリーディスカッションの時間をとるということにさせていただきたいと思います。
その後、資料4のシリーズ、これにつきまして御説明をいただいた後、フリーディスカッションの時間をとる。こういうふうに進めさせていただければと思います。
それでは、資料1のシリーズにつきまして、御説明を事務局の方からお願いいたします。
- 上戸統括原子力保安検査官
では、お手元の資料1－1と資料1－2について御説明申し上げます。
まず、資料1でございますが、メインは資料1－2の方の御説明ということでございますが、資料1－1につきましては、去る12月19日に当委員会の方で運営管理に関する報告書をまとめていただきまして、翌日12月20日に、その内容について、全事業所に指示をしております。
資料1－2につきましては、第4回の保安検査で指示をしました内容について、保安検査で確認をしておりますので、その結果について、資料1－2の方で御説明申し上げたいと思っております。
その前に先立ちまして、昨年12月19日にまとめたということで、時間的な経過もちょっとございますので、その内容をさらっと復習ということで、まず、1－1の説明を申し上げて、その後、第4回の保安検査で確認をした内容について、その詳細について資料1－2の方で御説明申し上げたいと思っております。
もう一つお断りでございますが、資料1－2の保安検査の方でございますが、実は3月25日に最終の保安検査が終わったばかりでございまして、この2～3日のうちにばたばたということでまとめさせていただきましたので、一応、速報という形で今回は報告させていただければと思っております。
それでは、資料1－1の方から御説明申し上げます。
まず、資料1－1ということで、この委員会でまとめていただきました保安管理に関するところを思い出していただければと思っております。
まず、1．といたしまして、各安全機能等の確保ということで、発電所の「止める」「冷やす」「閉じこめる」各機能がどういった形で確保されていたのかということをまとめさせていただきました。
個別につきましては、1）のところに書いてございますが、まず「止める」については、例えば制御棒が全挿入されていたということから確保されたというふうに評価をいただきました。
(2)「冷やす」につきましても、冷温停止に至るまでの運転操作等が適切に行われていたということで、これについても確保されていたという評価をいただいております。
(3)「閉じこめる」につきましても、各種パラメーターが有意な変動がないということから「閉じこめる」ということは、確保されていたという評価をいただいております。
最後に(4)の外部電源でございますが、実は4系列のうち2系列は健全であったために、非常用DGは立ち上がっておりませんが、その後、非常用DGの作動確認試験を行ったところ健全であった。確実に起動できたということで、 (4)外部電源についても非常用ディーゼル発電機等により、電源確保されていたものというふうに評価をいただいております。
こういった中から「止める」「冷やす」「閉じこめる」という各機能の中から内容を詳細に分析したところ、教訓と課題というのを洗い出しさせていただきました。
それをとりまとめておりますのが、2）のところで、（１）（２）（３）と3点ございます。
まず、1点目「運転員の訓練内容の策定」ということでございますが、これは多重故障とか地震発生時の同時多発性を考慮した訓練の必要性。
（２）のところで、当直体制の整備ということで、中央制御所、現場確認の作業、それと火災対応の作業等々で当直体制の整備・強化の必要性ということでございます。
（３）、これは非常用DGの想定を上回る地震が発生したときに、非常用DGの作動試験を速やかに行うというような教訓でございます。
次の地震発生時に伴い、今度は不適合事象ということで幾つか抽出をさせていただきました。
3,100件のうち「止める」「冷やす」「閉じこめる」の各安全機能等の過去の観点から有益な事象について精査を行いました。
その結果、11件が抽出されまして、水平展開が必要なものを4件更に選出し、その4件の内容について精査をしたところ、教訓課題というのは、ここに書かれております3つでございました。
「（１）定期検査の際に使用する仮置き物品等の管理」「（２）地震等に伴う作業員の管理区域からの退域等の検討」「（３）燃料集合体の原子炉内装荷時における着座位置の管理」という3点でございます。
加えまして、3,100件のうち、今度は安全上考慮すべき不適合事象として82件の抽出がございました。これについても、他の原子炉設置者においても予防処置として検討するということを報告書の中で求めさせていただきました。
最後に、根本原因分析をした結果として、ここに挙げさせていただいております。
まず、放射性物質の放出の2件でございますが、1つは6号機の非管理区域への放射性物質を含む漏えいというのが6号機。もう一件は、7号機の主排気等の放射性気体廃棄物、これはヨウ素等でございましたが、放出をされたということを受けまして、根本原因を行ったものでございます。
その結果、ここに4件挙げておりますが、こういった4件についての対応が必要ではないかということで、合計10件の教訓と課題をこの中でまとめさせていただいております。
そういった中身について、第4回の先ほど申し上げましたが、第4回の保安検査で確認をしました結果を資料1－2でまとめさせていただいております。
それでは、資料1－2の方に目を転じていただきまして、資料1－2を御説明申し上げます。
前段のところは、今、申し上げましたところが前文として書かれておりますので、省略させていただきます。
まず、1点目でございます。先ほど紹介をしました、10項目の課題につきましては、結果的には、ここで書いてございますように、原子炉設置者によって、その対応は異なりますけれども、基本的には検討段階にあり、昭和20年度4月1日、今日からでございますが、その上期から順次実施段階に移行していくという予定であるということを確認しております。
ちなみに、この資料1－2の5ページ目以降に、それぞれの内容について、その概略が書かれております。
例えば、1例、2例を紹介いたしますと、まず、4ページ目を開いていただければと思います。
4ページのBWRの原子炉設置者で、例えば東北電力のところでございますが、運転員管理の運転員の訓練のところを見ていただきますと、例えばシミュレーター及び机上訓練を平成20年度から実施していく予定であるということを確認したようなことが報告されております。
同じ項目でいきますと、東京電力の福島第一、第二のところでございますが、運転員の訓練のところを右側の欄の方に目を転じていただきますと、先ほど言いました、多重故障が現在行っている、習得するために、どのようなシナリオが適しているかを具体化の検討中であるというようなことが報告されております。
福島第二については、2月の末の時点で、カリキュラムを策定中であり、3月末までに各発電所への訓練内容を周知というような対応ぶりが、ここでまとめさせていただいております。
というようなことで、BWRについての10項目については、ここの別添の2の10－1、10－2、10－3、10－4というところで紹介させていただきまして、まとめさせていただいております。
それと、PWRの原子炉設置者につきましては、10－5以下にまとめさせていただいているところでございます。
もう一つ、例を紹介いたしますと、それでは、PWRを紹介させていただきたいと思います。
8ページに、同じ運転員の訓練のところがございます。北海道電力泊発電所でございますが、運転員訓練の右側の欄を見ていただきますと、地震等に起因する多重故障との訓練については従来から行っており、そういうようなことが書いてございます。
それと、そこでなお多重事故対応訓練の中で、優先順位を考えた判断に対する訓練を行っているということで、ここはそういったことをもう既に行っているということでございまして、そこの欄を見ていただきますと、現時点では新たな対応は不要ということで、そういった意味で対策不要という形で、ここに書かせていただいております。そういったことで、この資料をごらんいただければと思っております。
今度は、資料1－2の頭の方に戻っていただきまして、今度は、先ほど説明いたしました中での不適合、東京電力が公表した安全上考慮すべき、不適合事象の82件に対する各事業者の対応状況でございますが、ここに書かせていただいておりますように、82件の不適合事象については、東京電力からニューシアという原子力情報ライブラリーに登録されておりまして、現在のところ、82件のうち31件が処理できたということで、31件が登録されております。
東京電力におきましては、82件について、不適合についての水平展開ということで、福島第一、福島第二に水平展開が行われていることを保安検査の中での確認をしております。
他の事業者につきましては、先ほど紹介をしましたニューシアで公開している81件等の情報収集を行い、それぞれ水平展開の要否も含めて対応しているということでございます。この様子については、別添3ということでまとめさせていただいておりまして、ページ数でいきますと、15ページになります。
ここを見ていただきますと、例えば北海道電力につきましては、82件のうち、2行目でございますが47件、東北電力につきましては、東通については55件、女川について53件とこの中で御説明申し上げております。
ここで、例えば中部電力は53件の対応、北陸電力は3行目でございますが57件、関西電力も57件というような対応状況を第4回の保安検査の中で確認させていただいております。
ここに検討された内容について、その対策が必要かどうかも含めて、現在、検討されているということでございます。
次に2ページ目、頭に戻っていただきまして3．でございます。前回12月19日までにまとめた内容でございましたが、実は3．のところには、その後、点検の結果、新たに発見されました中で、私どもが安全機能の確保の点から有益な不適合事象が1件明らかになっております。
これにつきましても、内容、原因等を精査し、その結果、後で少し説明をいたしますが、他の事業者への展開もここで、この事象については行っております。
その内容について、3．の中で御説明申し上げたいと思っているところでございます。
まず、事象の説明でございますが、お手元の同じ資料の一番最後のページ、16ページを開いていただければと思います。
16ページに写真が3つございますが、その中の左側の上の写真でございます。これは、実は原子炉格納容器の貫通部分が、実は幾つかこういった形で四角に開口されているものがございます。ここの開口されている部分からはパイプを引き出して、必要な機能をそこで確保するというものでございます。
その開口部につきましては、通常は、ここにありますが、ブロックを積んで放射線を遮蔽するという機能を持っているものでございます。
ここに書いてございますが、まず、スライド式、崩れたものがございますが、崩れたところに細い管が通っておりますが、この管が接触していたものでございます。
このブロック1個を、いろいろ大小ございまして、平均1個20kgぐらいございます。この中は鉄板で囲まれた中に、コンクリートを流し込んで、こういったブロックを積み込んで遮蔽の機能を持たせているというものでございます。
こういった中で、スライド式と積み上げ式というのがございまして、今回発見されましたところは、スライド式と積み上げ式の混合といいますか、同じ開口部で混在して使用されているところでのブロックの崩れというものでございました。こういった崩れがほかにないのかということで、水平展開をしてみました。
本事象につきましては、ここの写真の下の方にございますが、ここは手袋をした人間の手が、ピンをまさに触ろうといいますか、外そうとしているところでございますが、実は、その原因、何でこれが崩れたかといいますと、このピンが刺さっていなかったものですから、スライド式のものが動きまして、動いたときに積み上げ式のところのブロックが崩れ落ちたというものでございます。
こういった事象がほかにもないのかということで、水平展開といいますか、点検をしたところ、結論といたしましては、2ページの3．のところでございますが、柏崎発電所において、一番最後の行でございますが、実際にこれが確認されたのは、その他の事業者ではこういった事象が起こらないということを確認しております。
本事象が起こる可能性及び起こったのは、柏崎刈羽の発電所だけであるというようなことを確認させていただいております。
ということで、新たに発見された安全機能の確保の観点から、有益な不適合事象ということで水平展開をし、その結果を3．で紹介させていただいております。
最後になりますが、今後の対応ということで、今回の保安検査を通じて、原子炉設置者における教訓と課題等の実施状況を確認した結果、検討段階から実施段階に移行しつつあるということが確認されております。今後もこれらの実施状況について保安検査等で確認をしていくということでございます。
以上でございます。
- 関村主査
ありがとうございました。それでは、フリーディスカッションの時間をとりたいと思います。10分間ぐらいは時間をとれるのではないかと考えていますので、御意見、コメント等がありましたら、お願いしたいと思います。
いかがでございましょうか。
首藤委員、お願いします。
- 首藤委員
2点あります。1つは、今回の教訓を受けて、いろいろと各社さん対策を取られている中で、私は特に運転員さんの教育訓練について非常に関心がありまして、調べていただいたところでは、これから取組みをされるということで、それは非常にいいなと思うのですが、先ほど御紹介をいただきましたように、ある社においては、既にそういった訓練も取り入れられていて、新しい対策が必要ないぐらいのところまでいきましたということで、私、よく存じませんけれども、各社さん、こういった教育訓練の内容とか、いろいろと情報交換されることで、どこか1ついいところがやっていたら、それがよそにも伝わって、取り組んでいくようなきっかけになるようなことがあるのではないかと思いますので、今回、そういったことがあり得るということがわかったので、今後、各社さん、そういった情報交換を通じて、是非ともよりよい訓練の在り方を皆さんでやっていただければいいかなと非常に思います。
もう一つは、今、最後に御紹介いただいた、新しく見つかった不適合のお話なのですけれども、私がやや気になりますのが、本来、ちゃんと止まっていなければいけないストッパーが、そもそもそういうふうにできていなくて、そのように使われていなかったと理解していまして、これは勿論ほかではなかったことを確認されていますけれども、非常にどうして今まで見つからなかったのだろうというのが、大変気になるところです。
要は、きちんと予定通りにつくって使っていなければいけないものが、そのようになっておらず、それがこういった事象が起こるまで全く発見されていなかったということは、非常に気になるところで、その辺りはどういうふうに考えられているのかなというところを聞かせていただければと思います。
- 関村主査
では、事務局からお願いします。
- 上戸統括原子力保安検査官
まず、1点目につきましては、承りました意見につきましては、先ほど紹介しましたように、ニューシア等の中での情報交換といいますか、不適合事象についても情報交換しておりますので、その中で、各事業者が自分のところに持ち帰って、そういった必要な評価も検討できるような情報を共有できる場もございますので、そういう形で対応できればと思っております。
次に2番目でございますが、実は、東京電力に対しましては、今、御指摘がございましたことが、何で今まで発見できなかったのかということは、現在、原因究明というのを、今、検討していただいているところでございます。
- 関村主査
よろしゅうございますか。
- 首藤委員
はい。
- 関村主査
ありがとうございました。それでは、今泉委員。
- 今泉委員
今の御質問に関連しているのですが、これは点検記録みたいなものはあったのでしょうか。点検記録があれば、こういった一番最後のことが起こらなかったのかなと思うのですが、それがもしないのなら、今後おつくりになることもお考えになってもいいのかなという気がするのですが、いかがですか。
- 関村主査
事務局からいかがですか。
- 上戸統括原子力保安検査官
要はピンがありますので、今、ピンが点検のマニュアルといいますか、点検の手順書の方にピンを差し込むというところが明示的に書いていなかったということなのです。
したがいまして、まず、そこは対策としてやっていただくということをお願いといいますか、対応していると既に聞いているところでございます。
それで、チェック表にピンを差したかどうかの欄があったかというのは、それは東京電力さんの方に聞かないとわからないのですが、想定されるところで行けばなかったのかなという気はしますが。
- 関村主査
東京電力、お願いします。
- 東京電力（山下所長）
16ページをごらんいただきますと、今ほど事務局さんの方から御紹介がありましたように「推定原因」というのは、2段目にありますが、その4行目にストッパーに関する設計要求が施行要領書に反映されていなかったということであります。
これは、非常に残念なことですけれども、ストッパーに対する認識が低かったということでございまして、対策といたしまして、2つパラグラフを下がっていただきまして、対策として、チェック項目、ストッパーの取付け要領、それから取付け後の確認、チェック項目を施行要領書に記載いたしました。
- 関村主査
よろしいでしょうか。
- 今泉委員
はい。
- 関村主査
それでは、井口委員、どうぞ。
- 井口委員
ありがとうございます。私も運転員の訓練というのに、少し引っかかっているのです。多分、既に事務局の方も調べておられると思うのですが、この回答の中では、多重事故に関して、普通のシナリオで、いろいろ各事業者さんはスケジュールをつくって進めていきますという回答なのですが、訓練をするときには、その前提となる項目をきちんと整理しておく必要があると思っています。
これは、資料1－1の中の2）の中にもありますように、2番目の当直体制をどういう前提において、したがって、そういう前提の中で多重事故が発生したときの対応管理ポイントは何かというのを、まず、きちんと決める必要がある。
更に、実施する場合の基本的な手順というのもきちんとあって、そういう手順が皆さんに徹底された中で、具体的な例としてシナリオの教育をやっていく。こういう手順を踏んでいかないと、応用力が付かないのではないかという感じがします。いきなり、あらゆるシナリオをつくって教育するということだけでは、教育としては不十分で、多重事故発生時の管理ポイントは何か、その前提となる当直体制はどうであるのかというところを踏まえて、きちんと押さえられているという確認をお願いしたいと思います。
以上です。
- 関村主査
これについては、事務局からお願いします。
- 上戸統括原子力保安検査官
それでは、次回の保安検査または保安調査等の中で、今、御指摘をいただきました点について、そういった視点で確認をしたいと思っております。
- 関村主査
重要な御指摘をありがとうございました。
まず、飯井委員。
- 飯井委員
ストッパーに関してなんですけれども、今後、どのような形で水平展開を考えられているかということを確認させていただきたいと思います。
といいますのは、16ページに、今回の原因に関して、ストッパーに対して取付け穴が小さく、ストッパーが取付けられない箇所があったと、そういう原因の分析がされております。
それで、これは別にストッパーのみならず、当たり前の動作で入らないときには、それがきちんと施工者から、だれかに対して、たとえば上長に対して報告される、そういう仕組みができていなかったということではないかと思います。
それで、現在のところ、BWR電力に対してだけストッパーということで水平展開というようにも読めるのですが、この期に、もう少し広げて、もう少し施工の在り方という観点での水平展開というのも必要ではないかと思うのですが、いかがでしょうか。
- 関村主査
事務局からお願いいたします。
- 上戸統括原子力保安検査官
まず、個々の開口部でこういった形式を取っているのはBWRだけなので、遮蔽のこういった形式というのもPでは関係ないと思っております。
それと、今、御指摘がございました、そういった意味でのここに書かれております設計時点でそういったことが起こらなかったのかというようなこともございますので、それについても、何でその時点で発見されなかったのか、なぜそれがそのまま放出されていたのかということについては、きちんとその原因分析といいますか、どこに根本的な原因があるのかというのをきちんと整理をしてもらいたいと思っているところでございます。
- 関村主査
ありがとうございました。それでは、平野委員、山口委員の順番でお願いします。
- 平野委員
遅れてきて申し訳ございませんでした。既に御説明があったかもしれないのですけれども、そのときは御容赦ください。
資料1－1の一番下の行ですが、教訓と課題のところで、大きな地震が来た場合、その後の非常用ディーゼルなどの作動試験の速やかな実施というところですけれども、これは重要なことですが、非常に難しい問題を含んでいる事項かなと考えています。現在の検討状況、あるいは今後の検討の方向性とかをお聞かせいただければと思うのですが。
- 上戸統括原子力保安検査官
資料1－1につきましては、この委員会で昨年12月19日におまとめいただいた内容の概要をかいつまんで書いているものでございまして、具体的な内容とか対応の方向性については、私どもは12月19日にこの委員会でまとめさせていただきました中に書かれて、その中には、我々は反映されているのではないかと思っているところでございます。
DGにつきましては、作動試験を行うために、きちんと点検を行って、作動確認試験を行うとか、その辺のことについても報告書の中で対応させていただいているということで理解をしているところでございます。
- 根井原子力発電検査課長
今のは、これまでの経緯で、お手元の資料で言えば、資料1－2の別添の2のところに、地震発生時の各安全機能の確保というところについての確認状況、各社別に書かせていただいたところに各社別にそれぞれ非常用DGの取扱いについて、いわゆる運転時の採用基準の中で、大分取り入れられているという状態を確認してきているというところでございます。
- 平野委員
他の法令との関連で、今回、直ちに実施することができなかったと認識していますが、その点が気になっているところです。
今回の場合は、プラントの使用停止命令が出て、それですぐにはDGの試験ができなかったと認識しているのですが、今後、そういう問題がクリアーされて、速やかに起動試験ができるようになったと理解してよろしいでしょうかという質問です。
- 関村主査
いかがでしょうか。
- 根井原子力発電検査課長
まず2つお答え申し上げます。今回は、結果として他の法令との関係については、起動試験を行う際には、暫定的に適用を認めていただいて、起動試験が結果としてはできたということであります。
ただ、おっしゃるような課題については、当然必要なときに、必要な行為ができなければいけないという意味では、どのような手順を取っておくのかということについては、これも一つの教訓だろうかと思います。
ただ、もう一点申し上げておりますと、今回、指摘をさせていただいたのが、今回は外部電源が生きていたけれども、結果として東京電力の方では、非常用DGの試験をできるだけ速やかにやるということを、これは結果としておやりになったのですが、その手順があらかじめ定められていたということではないということもあるものですから、まず、1つは、こういった事象のときには、外部電源がたとえ機能していたとしても、速やかに起動試験を行う手順を定めておくべきだということを、まず、指摘をしたい。
繰り返しになりますけれども、他の法令との関係につきましては、これも結果として、今回は実施ができたということでありますけれども、どのような手順が適切なのかということについては、やはり考えるべき課題としてはあろうかと思います。
- 関村主査
ありがとうございました。それでは、最後に山口委員、お願いしたいと思います。
- 山口委員
簡単に最後の新たに明らかになった不適合事象の件なのですけれども、施工上問題があったとか、あるいはストッパーがかかっていなかったということに対して、それはそれで対策を取るというのはいいとしても、一番重要な点は、ここの確認結果にありますように、原子炉水位計装配管が近くにあって、それに対して影響を与えるであろうコンクリートブロックという点が認められていなかったということではないかなと思います。
そういう意味では、ウォークダウンとか、そういう形で、特に耐震安全の場合に、安全上重要でない機器が二次的に安全上重要な機器に影響を及ぼすということが、あるのか、ないのか、その確認をする方法としてウォークダウンというのがやれるのではないかと思いますけれども、そういうものをきちんと位置づけていただいて、こういうコンクリートブロックではあるにせよ、それが安全上、重要な機器に影響がないということを確認する仕組みを考えていただければと思います。
以上です。
- 関村主査
ありがとうございました。今、いただきました御指摘、対策等は東京電力が進めていただくとともに、保安院の方におかれましては、保安検査等で実施状況についてきちんと確認をしていただくことを改めてお願いしたいと思います。
では、どうもありがとうございました。
続きまして、資料2につきまして、事務局の方から御説明をいただければと思います。よろしくお願いします。
- 前川高経年化対策室長
それでは、資料2でございますが、設備点検を、現在、原子力安全保安院といたしましても行っているわけでございますが、この状況につきまして、御説明申し上げたいという資料でございます。
1ページ目、現在の状況を下にあります絵の方で御説明申し上げますと、既に7号機については、東京電力より黄色に塗ったところで、点検・評価の計画書を提出いただいております。
それに対して、私どもの評価、それから当院、それから本委員会とか本検討会とか、更にはサブワーキンググループの場でどのようにやっているかということなのですけれども、まず、左下の方にありますように、基本点検に関する確認ということで、2つに大きく分けて、実施プロセスの確認と個別の点検状況を実際に確認するという2つで行ってございます。
実施プロセスというのは、私どもの点検、例えば立ち入ったとしても、非常に多くの設備をすべて見るというわけではないわけでございますので、そういう中で、適切に事業者が確認をなさっているかどうかという趣旨をもって実施してございます。
したがいまして、内容といたしましては、事業者の行う計画では、事業者自ら点検するだけでなく、外部の関連する企業へ、その点検の外注といいましょうか、それも行ってございますので、いわゆる請負業者への調達だとか、更に点検といいますと、どうしてもそれを実施する力量というものの管理というのが必要になりますので、そういう意味の全体プロセスの確認というのが1点必要だと思います。
2点目、確認のやり方につきましては、非常に多くの設備を分類いたしますと、おおむね40～50の設備になるわけですが、こういう設備区分ごとに地震という影響を念頭に置いたら、どこに着目して点検すればよいかということを、まず、事前に確認しておこうということでございます。それを踏まえまして、実際の個別の点検ということになるわけです。
今回、御紹介いたします資料の2では、このうち、現在、中ほどに書いてございますけれども、請負業者への調達管理、力量管理等の全体プロセスの確認につきまして、前回の保安検査で、2月27日～3月25日まで行いましたが、そういう中で確認した内容の御説明。
それから、一番最後に個別の点検状況の確認でございますが、ここにつきまして、本日は立入検査の状況をまとめて御説明いたしたいと思います。
まず最初の保安検査の状況でございますが、柏崎刈羽原子力保安検査官事務所の今井所長の方から御説明させていただきたいと思います。
- 今井保安検査官事務所長
柏崎刈羽事務所の今井でございます。
2ページを開いていただきまして、まず、保安検査の方から御説明申し上げたいと思います。
既に7号機につきまして、中越沖地震後の設備健全性に係る点検・評価計画書が出ておりますけれども、その設備点検につきまして、我々保安院で、そのプロセス等が保安規定の要求を満足していることを保安検査等で確認することとしております。
本日は、2月27日から3月25日の間、第4回保安検査というのをやっておりましたが、その中におきまして、新潟県中越沖地震後の詳細点検の実施方針についてという文書を東京電力の方でつくっておりますが、その文書に基づきしまして、実施した設備点検に関するプロセスの適切性の確認の結果を本日は御報告させていただきたいと思います。
まず、保安検査の状況につきまして、東京電力が技術検討書というものを、これは後ほど御説明いたしますが、したがいまして、適切に点検を実施していることを保安検査で確認いたしました。
検査に当たりましては、設備点検の各プロセスにおきまして、発電所原子炉施設保安規定をきちんと守っているか、遵守しているかの観点から確認を行ってございます。
今回の保安検査のターゲットということで、設備点検に関わる文書体系は添付1にございますので、資料を2枚ほどめくっていただきまして、4ページ目に、今回の保安検査の対象範囲ということで文書を示しておりまして、まず、上の方からJEACの規定が2つほどございますけれども、これを受けまして、保安規定の第107条におきまして、特別な保全計画、今回の地震を踏まえて計画を新たに作成するということで、保安規定に定められておりまして、この特別な保全計画に基づきまして、少し右下にいっていただきまして、技術検討書、新潟県中越沖地震後の詳細点検の実施方針についてという文書を東京電力の方で作成しております。
この技術検討指針に基づきまして、大きく分けて2つ、下の方にいただきまして、保守管理基本マニュアルと、その隣ぐらいに調達管理基本マニュアルと2つございますけれども、この2つのマニュアルに従って、きちんと受託業者に対して仕様書を作成して指示をしているか。あるいは使用書に基づいて、施行要領書というものが作成されたりするのですけれども、そのプロセスがマニュアルに従って、きちんと実施されているかということを我々の方で確認してございます。
四角の枠囲いで、白いものが東京電力が作成しているもので、網かけの方が受注者にて作成、実施をしておるものでございます。
ちょっと、資料を戻っていただきまして、今の文書体系の中で、今回の検査項目につきましては、技術検討書というのを受けまして、発電所において実施される、今回2つの項目について7号機の原子炉設備健全性確認を対象にしまして、検査を実施いたしました。
1つ目が、まず、全体のマネジメントが適切に行われているかについて、2つ目は、その中で調達管理の実施状況について確認をいたしました。
検査の結果でございますけれども、まず1つ目の全体のマネジメントが適切に行われているかについては、まず、プロセスにおきましては、発電所における設備健全性確認作業については、定期事業者検査として確認する項目と、その他地震による影響調査を目的として確認する項目と2つございまして、その2つに分けられますが、全体として保守管理基本マニュアルに従いましてプロセスどおりに実施していることを我々の方で確認してございます。
その点検の実施体制につきましては、添付2ということで5ページ目に点検の実施体制を記してございます。
まず、一番上に発電所長をトップとして、プロジェクト推進会議というものを設置いたしまして、今回、7号機対象ということで、6号機、7号機の点検復旧推進チーム、これはユニット所長という発電所長の下の方がいらっしゃいますけれども、その方を主査として、1つは6号機プロジェクトチーム、もう一つは7号機プロジェクトチームということで、プロジェクトチームを設置しております。
そのそれぞれのプロジェクトチームの下に、また原子炉グループ、タービングループ、電気機器グループ、計測制御グループといったグループがございまして、それぞれ検討した結果を上の方のプロジェクト推進会議の方にもっていって報告をするという実施体制を設置しておりました。
資料を戻っていただきまして、その実施体制を添付2に御説明しましたが、その体制は発電所長を主査としてプロジェクト推進会議の下に6、7号機の点検復旧推進チームを編成されまして、個別の点検につきましては、保守管理基本マニュアルに従いまして、5～7号機の設備保守担当、GMというのは、課長クラスのグループマネージャーですけれども、その責任と権限におきまして、監視評価していることを確認しております。
(3)の点検対象設備の管理につきましては、点検対象設備選定の適切性並びに、その実施状況の管理につきましては、原子炉設備点検長期計画検査実施計画表というのがございますけれども、それを今回の設備健全性確認用に調整、リバイスいたしました7号機新潟県中越沖地震後の原子炉設備点検計画表をきちんと作成いたしまして、それに基づいてきちんと管理していることを確認しております。
その進捗管理につきましては、先ほど御説明いたしました6、7号機の点検復旧推進チームというのがありまして、そこにおきまして、きちんと管理され、プロジェクト推進会議にその結果が報告されていることを確認してございます。
点検結果の確認につきましては、立会い確認、記録確認の確認区分を点検対象の重要度に応じて定め、実施していることを確認いたしました。
また、プラントメーカーにおきまして、点検結果のレビューを行うこととしておりますので、今後、その結果というのが出てきていますので、これについても保安検査あるいは立入検査等で確認していく予定でございます。
2）の調達管理の実施状況につきましては、まず、工事計画書というものがございます。技術検討書に基づいて、機器の点検範囲、点検方法に関する工事計画書の作成がプラントメーカーにきちんと発注されておりました。工事計画書に関する調達要求事項につきましては、包括的技術支援委託の委託追加概略使用書、いわゆる仕様書において明確にしていることを確認してございます。
4ページ以降の調達の中の要求事項の明確化につきましては、本店さんとプラントメーカーとの事前協議によりまして、仕様書の作成レビューを行っていることを確認しております。
更に、点検工事につきましては、工事計画書で仕様をきちんと明確にして、受注側、請負企業に発注されておりました。受注者は、その要求事項を標準施行要領書というものと、その標準施行要領書で不足する要求事項については、もう一つ、追加施行要領書というものを追加的に作成して、明確にしていることを確認いたしました。
その追加施行要領書のレビューについては、発電所において、保守管理基本マニュアルに従って、実施していることを確認しております。
更にプラントメーカーとの間においても、相互確認を行うこととしてございます。
最後に所見といたしまして、今回の保安検査で確認した範囲については、発電所における設備点検の実施プロセスは、保守管理基本マニュアルに準拠して行われ、おおむね適切に実施されていると思われます。
ただ、本プロセスにおける計画と実行で相違というのが確認されましたら、基本的にはPDCAサイクルで計画に対して、新たに発見された事象について更に計画にフィードバックしていくことが求められますので、その継続的改善について我々の方でも見ていきます。
今後、その計画にしたがって、適切に設備健全性確認が実施されていることを引き続き保安検査を通じまして、我々の方で確認していく予定でございます。
保安検査の方は、以上でございます。
- 前川高経年化対策室長
資料の6ページでございますが、個別の立入検査の状況について御説明申し上げます。
現在までで立入検査で確認してございますのは、21機種31機器でございます。立入検査の状況でございますけれども、対象設備の選定とか確認項目、それからどんなところを見たかということですけれども、添付しています資料の8ページから簡単に御説明申し上げます。
8ページが、いわゆるどういう設備を我々が立会いで確認する項目としているかということでございますが、当然事業者は、すべておやりになられているわけですから、その中から8ページに書いてございますように、As、Aであれば、特に地震の影響を受けやすいと思われるところ、(1)～(7)までございますけれども、その他を除けば、例えば(1)、耐震性が厳しい設備、基本的に片持ち梁のようになっているようなふらふらするような設備というものは対象にすべきだろうと考えてございますし、鉛直地震とかもその対象、それから例えばここは1号機、3号機、5号機で維持規格に基づくひび割れが存在するような状況がございますので、そういうものを当然確認していくというような、ここに書いてあるような対象を選んでいるというところでございます。
9ページは、どういう内容を我々は立入検査でやっているかということでございますけれども、確認項目としては、最終的には設備がいいか、悪いかを我々も見てくるのですけれども、その前に、点検要領の適切データとか、要員は適格な方が参加されているのかとか、使っている機器はいいのかとか、当然点検の内容が正しいのかというようなことは見ていくということになるわけでございます。
10ページをお開きいただきたいのですが、これまでの私どもの立入検査の実績でございます。
1月22日、23日、これが最初の立入検査でございまして、7号機については、これからおおむね1週間に1回は大体立入検査をやっております。
左手の機種のところ、いわゆる機器を分類した区分でございますけれども、ごらんいただきますように、トータルでは21機種、動的な機器では10機種、静的には11機種に対して、それぞれどういうところを立入検査をやったかというところが、右手の欄になるわけでございます。
目視だけではなく、性能漏えいをやっているところとか、機能確認をやっているようなところについて適宜確認をしているという状況でございます。
再度ページを戻りまして、6ページ。結果でございますが、動的機器については、基本点検で確認する外観検査のほか、基本点検でやろうとしています、異常な振動、異音、異臭、異常な温度上昇の有無についても確認をし、東京電力が適切に実施している状況を、我々としても確認させていただいております。
それから、点検に当たりまして、機能確認であれば、地震前のデータと比較すべきところがもしあれば、それは併せてそういう確認をやっている状況だとか、据付ボルトの状況、更にここでは擦過傷のようなものという地震によってすり傷のような傷があるかないかという点検を実施しているわけでございます。
こういうような確認の結果について、特に異常は、私どもとしては認められなかったと理解してございます。
静的な機器についても同じように、外観点検、漏えい等をやっておりますが、これらにつきましても、確認の結果は、有意な異常は認めておりません。
こういう中で、点検の要領書の記載については、これは文書ですので、幾つか指摘をした例がありましたので、7ページに書いてございます。配管の点検は、保温材、「剤」が「材」です。これは訂正させていただきます。
それで、保温材をまいた状態で確認するのか、それとも外して確認するのかというところは、非常に確認性で問題があります。保温材があることで被ばく上の影響もあるということがありますから、こういうものをいろいろ考え合わせて、保温材の有無というものを考えていかなければいけないところなのですけれども、さあどっちでやるのかということについて、明確な記載がないようなものもあります。これについては、今後もやり方として考えていただきたいと、私どもは考えてございます。
2点目は、要員の力量管理について、要領書等の記載がないのですけれども、現場では確認できましたので、基本的には問題ないというところで、運用をしてございますが、こういう点も改善ということが必要ではないかと考えてございます。
それから、校正の済んだ機器をどのように使っていくかというところについての確認の記録というところについても、若干抜けてございますが、こういう定期検査等を考えれば、当然やっていただかなければいけないところでございます。点検の作業でございますので、こういう辺りは今後も改善すべきということで指摘をしてきたというような内容をここに書かせていただいております。
今後の状況でございますけれども、引き続き、点検を実施していくということでございまして、現時点では、まだまだ終わっていないというところでございますが、このような結果が得られております。
以上です。
- 関村主査
ありがとうございます。続きまして、資料3につきまして、事務局の方から御説明をいただきたいと思います。
- 前川高経年化対策室長
資料3は、もう一つ、私どもは点検を現実に見るということに加えまして、念のためと申しましょうか。耐震上、重要なところについては、地震応答解析をやっていただくということになります。いわゆる解析によるどれぐらいの力を受けていたのかということを確認していただくということでございます。ここで、その状況を簡単に御説明したいと思います。
ここでも、左下の方の設備、この絵の中で御紹介申し上げますが、解析すべきところで、保安院というところは、ここの紫色に塗ったところなのですが、私どもとしては対象設備の代表性の確認だとか、対象部位の適切性だとか、手法だとか、結果はどうだったかと、こういう視点で今後、確認をしていくということになるわけです。
その結果は、2ページに簡単にまとめさせていただいております。
まず、1点目、解析の対象範囲でございますけれども、基本的に、現在のところ、原子炉建屋以外の建屋に設置されている設備についての解析は、現在、まだ終了してございません。
ただ、もう一つ、原子炉建屋内の設備でありましても、計測制御系統設備、例えばリレーだとか、そういうものに対する解析というのは、まだ終了していないという状況でございますので、ここは鋭意実施をしていただく必要があると考えております。
またというポイントで、ピットだとか、いわゆるコンクリート固体が裏にあって、その前に薄皮のようにラインナーが入っているような構造物に対しても解析はしていただいた方がよろしいのではないかということは、私どもは、今、考えているところでございます。
2点目は、対象の代表制の問題ですが、現在、すべての点検、確認が終わったというわけではございませんが、こういう中でも幾つかの系統においては、何系統もあるというような多数の系統が存在する機器がございますが、こういう中においては、例えば既に工事計画での申請書で評価をしているという資料ベースに比較的にその中で耐震上厳しいという設備を選んでいるということで、そういう代表制の選び方については、おおむね妥当ではないかと感じております。
3点目は、部位の適切性ということですが、これはここもやはり基本とすべきは、工事計画の申請書の中で解析の結果、比較的厳しいというところを選定のベースにしております。これもおおむね適切であると思っています。
ただ、これは私どもと関係あります原子力安全基盤機構の方の確認結果なのですけれども、例えば原子炉の計装ノズルだとか、原子炉格納容器の配管貫通部というところは、大きな容器に径の小さな貫通部があるというところなのですけれども、こういうところは、比較的厳しい状況になりますので、ここについては追加的な確認が必要であろうと考えております。
それから、設計時と異なる解析手法ということでございますけれども、ページは4ページをごらんいただきたいのですが、ここではある事項に対して、今回の解析条件、設計時の条件と、その妥当性という区分で書いてございますが、このように、今回の解析に当たりまして、いわゆる工事計画とか、設計時と異なる条件というものを使われてございますが、その条件の内容は、妥当性というところに書いてございますように、現時点において学協会の試験とか、研究により適切性が公に明らかになっている条件というようなものをベースに考えておりますので、このような解析の条件を加えても問題はない、現在としてはこの考え方は妥当だと考えてございます。
それから、入力の三次元性の考慮ということなのですけれども、地震ですので、それを観測したときには南北方向だとか、東西方向だとか、鉛直方向とか、成分とかに分けるわけなのですが、これをどのように組み合わせるかということが、現実と評価という観点からは必要になるところでございます。
事業者は、南北東西というそれぞれのものと、それぞれに鉛直の二乗和平方根でございますけれども、そういう平均化したものを大きい方でもって評価の対象としているというところです。
それの保守性につきましては、一部事例として時刻歴解析を現実にやってみて、その重ね合わせを評価した結果、十分に許容応力を満足しているという点からも評価はしているというところでございます。
ただ、今後、これを実際にやる際には、このような組み合わせのやり方を南北方向の最大と東西方向の最大を、二乗和平方根をするような組み方なのか、それともこのような時刻歴を組み合わせてやるのか、とにかく解析の保守性を確認するということは今後も必要になるのではないかと考えてございます。
それから、追加点検の箇所ということなのですけれども、今回、解析の主たる目的の1つに、点検は見ました、外観は余り変わりはないけれども、追加点検という形で、解析の結果、非常に許容値等に近づいてきているものについては、その対象にして追加点検をしようということを考えてございます。
その際に、どのポイントで追加点検の対象とするものにするのかというような評価をしなければいけないわけなのですけれども、これはサブワーキンググループの方の御検討の中でも3ページごらんいただきたいのですが、一応、IIIASには至らなくても、降伏応力Syを1つの目安といたしまして、これを超えるようであれば、追加の確認をしてもらいたいというところでございます。
7番目は、解析結果の検証でございます。これにつきましては、先ほど申しましたように、原子力安全基盤機構において、独自に事業者とは別の地震応答解析コードを使いまして、クロスチェック計算をやっているというところでございます。ここについては、現在のところ、主蒸気系の配管と残留熱除去系の配管のみ、現在、JNESの方からは解析をいただいておりますが、引き続きその他の配管につきましても、実施をする状況にあります。
ここでJNESとの関係を次のパラグラフで書いてございますけれども、ここは先ほど申しました東西南北の問題、それから鉛直の重ね合わせの問題について、ちなみに申し上げれば、JNESの場合は、南北東西を重ね合わせるという形をとってございます。これに鉛直方向も重ね合わせるということで、結果的には最大値と最大値を重ね合わせたような状態になりますので、事業者の解析結果に比べて大きい値となってございますが、その結果であっても、例えば5ページの左上の方にありますように、それぞれの部位の発生応力は棒グラフの一番上でございます。その一番上に対して、IIIASというのは、一般に青い点線で書いたところです。ここを比較していただくということです。青い点線のないのは、赤い点線と同等かとか、そういうようなケースもございますので、そこの中に乗っかっているとお考えいただければ結構なのですが、こういう点線との関係を比較すると、おおむねIIIASを超えるものはなかったということになるわけでございます。
再度元に戻らせていただきまして、今後、床応答スペクトルの差異というところで、更に解析に使っております状況とかを考えまして、固有値の不確定の配慮ということについても、いろいろ考えていかなければいけないということになります。
そういうものを踏まえて、今後の対応でございますが、4点ほど出してございまして、私どもとしては、まず、ここは評価してほしいという原子炉の計装ノズルだとか、格納容器の配管貫通部についての追加解析をお願いしてはどうかと考えてございます。
2点目は、まだ解析が終了していないところ、特にその中でも建屋間の取り合いの部分だとか、機器間の相互に変動に差が出るようなところについては、特別に配慮したような解析というものを考えなければいけないと考えてございます。
それから、解析のもつ不確実さとか、不確かさというものを評価するための感度解析等の実施は必要だろうと考えてございます。
もう一点は、最後は、私どものお願いしているJNESの解析結果と、事業者の解析結果には、幾つか差異が出てまいっております。その差異については、モデルの問題だとか、どのような力の組み合わせをしたのかとか、いろいろありますので、こういうところについては、解析内容の結果の理解を進めるという観点から、詳細に検討するということも必要だろうと考えておりまして、こういうような形の指示を事業者にしていくということを現在のところ考えているというところでございます。
以上です。
- 関村主査
ありがとうございました。それでは、フリーディスカッションの時間に入りたいと思います。10分～15分間ぐらいは時間をとれるのではないかと考えております。
それでは、御意見がございましたら、よろしくお願いします。
今泉委員、どうぞ。
- 今泉委員
資料2の添付の3を見ながらお話ししたいのですが、上の方に立形ポンプというのがあって、目視というふうにありますが、だれが目視をするかというのは、力量のある人ということで記されているわけですけれども、例えば非常に緊急時の場合、その力量のある人がすべているわけではないといった場合、現場のところである程度の人がやらなければだめだという事態も当然存在すると思うのです。
そうした場合、目視という項目、目視をする項目というものがしっかりとチェックされているのかとか、ただ単にあるポンプを目視するとした場合に、そのポンプにおいても、これと、これとポイントというのはしっかりと目視の項目に、チェックポイントに挙がっているかということについて教えていただきたいのですけれども。
- 関村主査
事務局、お願いします。
- 前川高経年化対策室長
まず1点目でございます。今回の基本点検の時期ということで考えますと、私どもは、まず最初に地震が起きたときには、緊急の確認というのがあると思っているのです。
これは、まず、やっていただいた上で、緊急に安全を確保する上で必要なことは、全部手を打っていただいた後に実施する点検が、私どもはここで説明を申し上げている基本点検だと思っています。
したがいまして、時間的余裕ということで言えば、より人材とか、力量のある方を確保するという観点では、緊急の対応ぶりではなくて、そういう方を十分手配してやっていただける段階で確認するのは、今回議論をしております点検の内容だと思っています。
したがいまして、別途、緊急に確認すべきことは何なのだということについては、議論の対象にはなり得るのですけれども、現在の設備の健全性の確認という観点では、一度落ち着いた段階以降の確認だということを御紹介したいと思います。
もう一点、事業者の資料を使わせていただいて大変申し訳ないのですけれども、事業者の御用意されている資料の添付資料の4－1に各機種の点検方法というのが実は入ってございまして、この資料を開いていただきますと、2ページがちょうど、御紹介いただいた立形ポンプに対する分析、どういうところが地震という揺れを踏まえて、影響を受けるのか、損傷を受けるのかということを分析した上で、最終的に2ページにあるような目視点検の箇所というのを挙げてございます。
○を付けたようなところが、特に点検上必要になるところという認識をしてございますので、こういう形で地震というのを念頭に置いた点検のやり方というのを確認し、それを踏まえて点検をしているという状態でございます。
- 今泉委員
いや、緊急のときにだれがやってもしっかりとできるような体制ができていればいい。
- 前川高経年化対策室長
緊急の体制の問題については、この設備の点検とは離れます。
- 今泉委員
わかりました。私の意見として申しただけです。
- 前川高経年化対策室長
ありがとうございます。
- 関村主査
ありがとうございました。
では、東京電力からお願いいたします。
- 東京電力（山下所長）
今、前川室長から御紹介いただいたとおりなのですが、まず1点目でございますけれども、緊急時の対応ということでございますが、これは私ども社内のルールがございまして、加速度で何段階かに分けてございますが、一定の加速度を超えますと、現場点検を全域確認すること、当直の人間が行います。
当直の人間は、普段目視点検とか点検をしておりますので、一定の教育を受けておりますし、そういう意味では、必ずしも専門家の知識がなくても、設備の健全性の確認ができるという認識をしております。
- 関村主査
ありがとうございました。それでは、そのほか、御意見はございますでしょうか。
では、福西委員、どうぞ。
- 福西委員
資料2の4ページの「設備点検に関わる文書体系」のところで、地震が起きたときの保安規定の107条の全体計画に長期停止と地震の影響評価のための点検計画とあるのですが、既に、今、東京電力さんから御説明があったような地震のレベルとの関係というのは、ここで規定されているのでしょうか。
それとの関係で、右側の方に、技術検討書が示されており、ここに柏崎7号と書いてあるのですけれども、そうすると、左側の全体計画というのは、柏崎サイト全体に関わるものなのか、それともプラントスペシフィックなのかとの質問です。また、プラント特有のものであれば、地震後それぞれ新たにプラントごとに仕様書を起こしていくのかとの質問です。次に、流れ図の下に行きまして、保安規程の中で、調達、それから保守管理、地震後の調達というのは、何を基準にしてされるのか。
地震の大きさがどうしても絡んでくると思うのですが、その辺はどう考えていらっしゃるのか、御説明をいただきたいと思います。
- 関村主査
では、東京電力の方から御説明をいただけますでしょうか。
- 東京電力（山下所長）
3つほど御質問があったと思います。
1つ目の地震加速度に対する我々のパトロール基準と、それから今回、いわゆる特別な保全計画と御紹介をいただきましたけれども、それとは基本的には別物でございまして、保守管理規程、JEAC4209の中に、トラブルあるいは地震などで長期停止した場合は、特別に保全計画を策定して、それに対応して点検を行うというルールがありまして、それが原子炉等規制法の定めによる保安規定に記載がございます。私どもは、そこのルールにのっとって点検を行うわけです。
今回、お国から昨年の11月9日に指示文書をいただきましたけれども、その前から順次特別な保全計画を策定して、それで保全を行っていくという関係でございますので、社内ルールの地震時、例えば10ガルあるいは45ガルという幾つかの線引きがあったと思いますけれども、それとは別のものでございます。
2つ目の御質問で、各機器の各プラントごとに個別の点検をやるのかというのは、御指摘のとおり、設備の種類が、それぞれのプラントによって異なりますので、そういうことで個別のプラントごとに設定して行うことになります。
- 福西委員
今の2つ目の点は、プラントの設備が違うのは当然で、それぞれのプラントごとに違うと思うのですけれども、今、ここでは地震に関するお話をしているので、プラント毎に地震の応答の大きさが違う。したがって、点検内容が変わってくるのか、地震の大きさとの関係をどう考えていらっしゃるのかということなのです。
要は、あくまでも地震後の点検のお話ですので、地震の大きさとの関係はどういうふうな考え方かということなのですけれども。
- 東京電力（山下所長）
基本的な点検の考え方は、各プラントと同じですけれども、今後各プラントごとに解析結果をお示ししてまいります。
その結果、例えば一部にIIIASを超えるような設備があれば、これについては、それに対する補強あるいは取替え、保修計画を新たに定める必要がありますので、そういう違いは出てまいると思いますけれども、全体として地震との関係というのは、応答加速度との関係だと整理をしてございます。
お答えになっていますか。
- 福西委員
そういう意味では、3番目の御質問をさせていただいた、調達するための条件も、やはり地震動いかんによると考えていいのでしょうか。
- 東京電力（山下所長）
調達するには2つあると思っています。
1つには、調達という言葉が適切かどうかわかりませんけれども、いわゆるJEAC4111の中にアウスソース管理という業務がございまして、アウトソースは、要は人的アウトソース、それから設備調達等々のアウトソースというか、注文がございます。前者については基本的にいずれも同じだと思っています。
後者については、やはり補強ですとか、保修が必要になりますので、当然応答レベルによって、調達の範囲が変わってくるというふうに考えております。
- 福西委員
わかりました。結局、今、御説明いただいた4ページの表というのは、あくまでも特別な保全計画に入った時点からのお話だと理解すればよろしいのですか。
- 東京電力（山下所長）
そのとおりでございます。
- 福西委員
わかりました。
- 関村主査
では、小林委員、どうぞ。
- 小林（英）委員
資料2と資料3の両方につきまして、保安院の確認状況は非常に適切で結構だと思うのですが、資料3でちょっと質問というか、コメントがあるのですが、資料3の3ページの「4．今後の対応」で、4つありますが、下から2番目で「解析が持つ不確実さを示すための感度解析等の実施の指示」という、ですから、これは保安院から東京電力に対する注文だと思うのですけれども、これはおかしいのではないかと思うのです。
要するに、解析は不確実性さを持つのは当たり前で、それは感度解析等をやって、どんどん技術的には進歩していくわけです。
今、東電さんがやっている解析評価というのは、例えば既に法規制で決まっている手法だとか、それに加えて、電気協会の規格であるとか、現状の最良の技術を使ってやっておられると思うのです。それに対して、更に不確実さを示すための感度解析をやりなさいというのは、どちらかというと、開発・研究の話だろうと思うのです。
要するに、現状、今、できるだけ早く対処して解決しなければいけないという点検とか解析をやっているわけで、それに対して、こういう要求をされると困ると思うのです。
それで、こういう要求をされる以上、やはり確認結果でいろいろチェックしてというのが基にあるはずであって、そうすると、2ページの「3．確認結果」のところをずっと見ていただいて、これが出てくる、要するソースというのは、どの項目になるのかというのが、私は全然わからないのです。
1つ、8番かなという気がするのですけれども、それでもってこういう注文を付けるというのが、かなり行き過ぎではないかと私は思います。
- 関村主査
お願いします。
- 前川高経年化対策室長
感度解析と不確実さを示すという言葉が適切でなかったのかもしれません。ただ、解析でありますので、いろんな手法の中の安全余裕といいますか、それはどれぐらいの裕度があったのかというような実効的な値を横目で見ながらその結果を評価したいというところがございました。
先生におっしゃっていただいたように、例えば4ページに書いてあるように、設計時との違いの中で、妥当性という観点から、これらは学会等で評価をされている内容であり、その視点からは問題なく、先生のおっしゃっていただいたようなところから言えば、まさに現在の知見の中の最先端といいましょうか、それを踏まえてやっておられるというのは事実だと思ってございますが、どうしても模式的に5ページをごらんいただきたいのですけれども、これはJNESの資料を参考に添付させていただいておりますが、右上の方のように、いろいろなものある設計の裕度だとか、解析上の評価は、どの辺りにあるのかというところについて、いろいろな情報を得ることが、私どもの現在見ている、ある閾値IIIASというのを持ち出したときに、実際にどこまでいったのかとか、そういうレベルの差につきまして、地震というものをどの程度考慮すればいいのかというようなことは、いろいろ議論のあるところと思いますので、そういう意味の情報を実は得るべきではないかなという意識でございました。
こういう形で不確実さということを1点申し上げたところについては、ちょっとこの辺りの整理は不十分であったかなと思ってございますが、最後の5ページにあるような裕度という観点の我々の理解促進、更には出てきた数値の安全の意味合いというのを把握する上で、こういうような感度解析に近いといいましょうか、感度解析を行うべきではないかと思って、記載している次第でございまして、こういう指示というのは、是非やって、一般に私どもの指示そのものは、専門家ばかりではなくて、安全を皆さんに御理解いただくという観点からも、是非余裕度合いはどれぐらいなのかということに対する情報といいましょうか、結果というものもあってほしいなというところがございまして、要求しているというところがございます。
- 小林（英）委員
今の御説明のとおりでして、やはり不確実さを示すための感度解析ではなくて、解析が持つ裕度の検討の実施指示というのは、そういう中身だろうと思うのです。
具体的には、5ページが重要なのですが、5ページは一番最後の原子力安全基盤機構の解析結果と事業者の解析結果の差についての詳細検討指示、ここが本当の中身だろうと思うのです。
ですから、下から2行目は削除するか、あるいは解析が持つ裕度の検討とか、そういうふうにしていただきたいと思います。
そうでないと、この要求をされると、非常に困るだろうと思うのです。むしろ、これは今後の問題として学協会とか、大学の研究者とか、そういう人たちに要求すべきことだろうと思うのです。それは、ここではなくても、別のところで、是非保安院としては、要求していただきたいと考えます。
- 前川高経年化対策室長
わかりました。
- 関村主査
それでは、ただいまの御指摘を踏まえまして、少し今後の対応につきましては、御検討のお願いをしたいと思います。
ほかには、いかがでございましょうか。よろしゅうございますでしょうか。
ありがとうございました。それでは、引き続きまして、資料4のシリーズにつきまして、東京電力の方から御説明をいただければと思います。よろしくお願いします。
- 東京電力（山下所長）
東京電力の山下でございます。資料4でございますが、中間とりまとめ報告書の（案）ということでございますが、いかにも大部なものでございまして、時間の制限もございますので、かいつまんだ形で御説明を差し上げたいと思います。
後ろの方に資料4の補足説明資料1というものがございます。A4の比較的小さい文字のものですが、これにサマリーという形でお示しをさせていただいております。この中間とりまとめの位置づけから点検状況、それから応答解析、総合評価結果といったことでお示ししてございます。
かいつまんで読み上げますが、位置づけでございます。この7号機につきましては、2行目ですけれども、原子炉安全上、重要な設備の設備点検、それから地震応答解析はおおむね終了いたしました。
そのため、中間的な結果を報告書にとりまとめまして、本日、このワーキングに提出させていただいている性質のものでございます。
この報告書は、先週末の設備健全性評価サブワーキングで審議をいただきまして、その一部の審議内容を反映させていただいておりますけれども、物量が多いため、まだ間に合ってございませんので、本日の運営管理設備健全性評価ワーキングにおいていただいた審議内容を反映させていただいた上で、後日、正式に原子力安全保安院とともに提出する予定とさせていただいております。
設備、点検の概要でございます。
設備点検は、工事計画書に記載のあるすべての設備を、立形ポンプ、先ほどお話がありましたけれども、動的機器、配管などの静的機器、それから支持構造物などの42種類に分類して実施を行っております。各機種ごとに損傷形態に応じた点検方法を選定いたしまして、地震の影響を受けやすい箇所を重点的に点検すべき。
先ほど、添付資料4－1で前川さんの方から御紹介いただきましたけれども、ああいうことで、影響を受けやすいところを抽出して、そこを重点的に見るということを、要領書を定めて実施しています。
現時点までの点検実施数は、下表にお示ししてございますが、基本点検機器数ということで、目視作動、それから機能試験はかなりの程度が終了しております。ただ、水を張らないとできないような漏えい試験については、若干進捗が後ろになっているということでございますけれども、最終報告までには、すべてを終了させる予定でございます。
このうち、安全上重要な機器と申しますのは、右にお示ししておりますけれども、ごらんいただきますように、9割までいっているものもありますけれども、進捗しているということでございます。
あるいは地震応答解析でありますけれども、解析の対象となりますのが、原子炉安全上重要な設備、これは何回か報告書でも出てくるのですけれども、必ずしもどこかでオーソライズされた用語ではございませんで、※印で一番下に飛ばしてございますので、ごらんいただきたいのですが、これは、国からちょうだいした指示文書等々にも記載されているようでございまして、重要度分類クラス1及び2の設備で耐震クラスがA、Asのもの、それからその他動的頻度による耐震評価の対象としているものということで、それを総称として用いさせていただいております。
基に戻りますが、現時点で地震時の床応答スペクトルが求められている原子炉建屋に設置されている100機器については、解析が完了しております。
その結果として、構造強度については、3番目のポツでございますが、評価基準値を満足しており、動的機器についても評価確認済み加速度を、現段階、中間的な評価段階では満足しているという結果を得てございます。
総合評価結果でありますが、原子炉安全上重要な機器のうち、現状で評価が終了している機器については、地震による影響と判断するものではございません。機能喪失に至る事象も確認されておりません。
これまでの設計上の裕度の考え方とか、設備の保全プログラムなどによって、今回の地震に対して、設備の機能を維持することができたと考えております。
ただし、地震以外のところの事象で、経年変化とか、施工不良が原因で確認されたものがございます。これらについては、地震とは別に原因を徹底的に追求して、必要に応じて通常の保全プログラムへの反映を行っていくということでございまして、これが本日、御紹介を申し上げる報告書のサマリーでございました。
1枚めくっていただきまして、先ほど口頭で申し上げましたが、先週の設備健全性評価サブワーキングの審議の結果ということで、幾つかの御指摘をいただいております。それについて、かいつまんで3つだけお話しします。
1つ目は、(1)、機器点検結果の所見の記載について、判定結果に至る理由をもっとしっかり書いてくれという御指摘がございましたので、それは反映しておりますし、また、今後も反映する予定でございます。
(2)、あらかじめ計画する追加点検の実施理由と、対象機器の選定理由を明記することということで、あらかじめ計画するといっても、これは厳しいそうだからやるのか、それとも念のためなのかといったこともきちんと説明するようにという御指摘でございましたので、これも反映してございます。
(3)、設備点検で非常に確認された、直流125V蓄電池について、これは前回のサブワーキングの場では、水位の低下という御説明を申し上げたのですけれども、もう一つ電圧低下ということが問題でしたので、そこは訂正をさせていただいているということです。
最後に、誤記が何点かございます。これを訂正あるいは表現の適正化をさせていただいているという状況でございまして、その後ろに付いている資料については、時間の都合で省略をさせていただきます。
それでは、資料4、再生紙みたいな、白いきれいなものがございますが、これが一セットでございます。
まず、資料の目次、「1．はじめに」というところで「2．地震の概要」「3．中間報告書の概要」「4．設備点検」「5．地震応答解析について」「6．総合評価」という並びになってございます。先ほど概要で申し上げたとおりであります。
「1．はじめに」ですが、ここは繰り返しになりますので省略いたしますけれども、一番下に下線を引いてございますのが、原子炉安全上重要な設備という定義を改めて公示させてもらったということでございます。
2－1ページからは、今回の地震の概要でございまして、ここは繰り返しになりますので、省略いたしますが、2－3ページの加速度の表の中に、静的加速度ということで、先のサブワーキングの資料を付け加えさせていただいております。
静的水平地震力は3Ci＝0.48G、470ガルに相当するという追記をさせていただいてございます。
3－1ページまで飛んでいただきたいと思います。中間報告の位置づけでございます。3．1で設備点検作業が進捗し、原子炉安全上重要な設備について目視、作動確認試験などの基本点検をおおむね終了した。
それから、安全上、重要度の高い設備について、地震応答解析の結果が得られたということであります。
点検評価に関する基本的な考え方でありますけれども、点検評価とは、設備点検あるいは地震応答解析による評価、それから両者の結果を踏まえた設備健全性の評価を読ませてもらっています。
言葉だと、長くなりますので、次のページ、3－2ページをごらんいただきたいのですけれども、図の3．1、左側が設備点検でございます。
基本点検、それから右に「地震応答解析」「地震応答解析結果」と記載してございますが、左で基本点検において、異常が確認された場合は、追加点検を実施します。
それから、地震応答解析で裕度が比較的少ない場合も追加点検をしますといったことで、その両方を付き合わせて設備健全性の総合的な評価をさせていただいております。そういうことを記載しております。
それから、いろんなところで出てくるのですけれども「3．3 品質保証」というのがございます。これは原子力発電所における品質保証規定（JEAC4111-2003）に基づいて行います。なぜこのようなことをここに書くかというと、これは先ほどお話がありましたアウトソース管理、作業に携わっていただく方の力量に関すること、教育訓練に関すること、あるいは記録に関することといったことが、このJEAC4111で求められておりますので、それであえてここに記載をさせていただくということで、実施体制を次のページにお示しいたしました。
3－3で実施体制ですが、先ほど来、何回か御紹介がございましたように、図の3．2では、私どもの柏崎刈羽原子力発電所の発電所長以下の、さっき今井所長から御紹介いただきましたような体制で、契約関係に基づいて、下に示させていただいている協力企業さんに御協力をいただいております。
その点検評価をしていただく皆さんには、一定の力量管理を要求させていただいておりまして、それに沿っているということも確認させてもらっているということでありまして、この全体の活動を本店の地震対策センターでフォローアップあるいは指導するということでございます。
その下に、第三者による点検評価の確認体制ということで、発電所の中の四角の太い線、設備所管グループによる設備点検・評価ということになりますけれども、これを発電所の品質安全部門による確認、それから社外に、これも契約関係において、第三者的に確認をしていただくというお願いをしている部分がございまして、これによって、適切な管理がされているかという確認をしております。
その周りにぐるっと囲まれておりますのが、先ほど来、御紹介いただきました原子力安全保安院殿の定期検査、立入検査など、それから基盤機構さんが定期検査などでお入りいただく、下では原子力安全委員会によっても審議をいただいていますし、地元自治体におかれても、立入調査いったことで御確認をいただくことになるということを御説明しております。
ここまでが全体の話でございます。
早口で申し訳ないですけれども、次に設備点検の方に入ってまいりたいと思います。これは、対象設備の選定の仕方、黒ポツが2つございます。同一の設備が複数存在する場合は、地震応答の観点から、点検対象設備を選定するということで、床応答が大きかったり、これは地震の応答が大きそうなものを選ぶという趣旨です。
2つ目の○、配管系のように類似設備が多数存在する場合は、設計時の余裕度、使用条件などを考慮して点検対象設備を選定するということでございます。
その点検方法で、次に記載してございますが、これは、地震時に想定される損傷の形態が、各設備によって異なるので、機種分類をいたしますということで、先ほど41機種に分類したということで説明をしました。
次のページ、ごらんのように動的機器、静的機器、それから支持構造物と整理してございます。こういった類別によって点検をするということでございまして、先ほど登場いたしました添付資料4－1というのは、ぺらぺらと後でめくっていただければよろしいのですが、それぞれの機種別に対して、どういった点検の仕方が適切かといったことを整理しているものでございまして、そのことについて、このページの「 （２）各機種の点検方法」というところで記載をしてございます。
次のページ、動的機器の基本点検と追加点検の考え方、静的機器のそれということで示させておりますけれども、動的機器については、基本点検として目視点検、作動試験、漏えい試験など、追加点検としては分解点検などということで、計画をしてございます。
それで、一連の作業の中では、その下の2行目に記載してございますけれども、通常の作動試験などの判定基準について評価することを基本といたしますけれども、診断技術、最近、日本電気協会で状態監視、設備診断に関わる指針が整備され、近く発刊されるわけですけ、そういったものを大いに活用して分析をはかっていきたいと考えておる状況でございます。
それから、静的機器ですけれども、基本点検は下の2つの●のうちの上ですが、目視点検、漏えい試験、機能確認と書いていますが、これは計器とか変換器、モニタ設備、電気設備の健全性にかかる記載でございます。
追加点検としては、非破壊検査、分解点検などということでございます。
支持構造物についても同じ、目視、打診、非破壊、表面検査、走行試験。走行試験と申しますのが、これはスナッバの低速走行試験でこの地震において、スティックしていないかということを確認する試験でございます。
あらかじめ計画する追加点検ということで、何点かお示ししてございます。
下に一般的に地震力による影響が大きいと考えられる部位、配管とか基礎部、それから(2)で地震による相対変異の影響が大きいと考えられる部位。先ほどございましたノズル、建屋貫通部と書いてございますが、建屋間貫通部でございます。申し訳ございません。要するに、原子炉建屋とタービン建屋の境界、そういうような意味です。
構造が複雑で、かつ性能に対する地震の影響が懸念される動的機器というようなことで、幾つか選定しております。あらかじめの点検計画をやります。
現在のプラント状態では、基本点検の実施が困難な設備について、あらかじめ計画するということで書いてございますように、駆動源が蒸気である等の理由により、停止中に作動試験できないものを分解点検いたします。
それから、内包する流体が蒸気であるため、現時点で運転圧による漏えいができないものは、特別に目視ですとか、フランジ部の確認ですとか、そういった点検をするということが記載してございます。
次のページにあらかじめ計画する追加点検範囲と実施理由ということで、先に御指摘をいただきましたことに沿って、記載をしてございますが、すべて申し上げると時間があれですので、例えば表4.3.1で配管で追加点検の理由でございますか、配管の【I】です。地震応答解析の結果、許容応力を下回る箇所に対しても異常が発生していないことを念のために確認するということで、そういったところを例えば選びましょうとか、そういったころには、どんなことをやるのかと申しますと、次のページをごらんいただきまして、例えば【I】で地震応答解析によって、他の箇所に比べて影響が比較的大きいということで、詳細目視点検、浸透探傷試験、超音波探傷試験、それから硬さ試験、それから超音波探傷とか、いろんな非破壊的な検査技術がございます。そういったものを積極的に取り組んでまいりたいということです。
そういうことで、動的機器ではごらんのように70機種、配管では、お示しのとおりの系統数ということでやっているということでございます。
4－9で、設備点検結果といったことで、サマリーをお示ししております。設備点検結果は、相当数の物量がございまして、添付資料4をごらんいただきたいと思います。
これは、一つひとつ御紹介をいたしませんけれども、こういったフォーマットで、各機器ごとに類別をして、それに対応して記録を記載するということでございまして、これは、設備点検の記録表として、この中で、いきなり評価が出ているというのは、いかがなものかという御指摘が前回にございましたので、このフォーマットについては、一部見直しをかけているところでありますけれども、最終報告書までには反映をさせていただきたいということであります。
ごらんのように、目視点検、作動試験、漏えい試験ということは、先ほど申し上げたとおりでございます。
先ほどのサマリーが少し間違いておりましたので、後で訂正をさせていただきます。
間違えたところ、4－9ページの機能試験、原子炉安全上重要な機器の機能試験、410機器のうちの370機器なのですが、先ほどのサマリーは、700機器分の530機器となっておりましたが、これを訂正させていただきます。
それから、追加点検の状況について御説明いたします。
これも7号機以外で確認された不適合に関する点検ということで、それは全部で11件ございました、そのうち、7号機においても、水平展開を図るべき事象というのが7件、そのうち6件は変圧器関係でございます。
もう一件は、天井建屋クレーンということで、これは6号機で発生したものです。
そういうことで、a．とb．でどういうようなことを言っているかということでございますが、7号機については、変圧器に特に異常がございませんので、1号機とか3号機で確認されたようなことについては問題ございませんでしたけれども、基礎の杭基礎化、それから接続ダクト基礎と変圧器基礎の一体化工事を実施中ということでございます。
b．ですけれども、これについても異常はございませんでした。7号機全体では、7号機の天井クレーンは6号機と型式が違いますものですから、駆動伝達部における対策の要否について、目下検討中でございますが、特に今回の地震に対応して必要という理解には、まだ至っておりませんで、今後の課題ということでございます。
設備点検により異常が確認された設備一覧表ということで、お示しをしてございます。
耐震重要度、勿論、Bクラス、Cクラスのものを含めたものを掲げてございまして、これも一つひとつ御紹介するとあれですが、先ほどの設備点検結果、資料4－2、そのものとともに、少し評価あるいは結果の記載ぶりが、少し言葉足らずの部分があるので、見直す必要がありという御指摘をいただいておりますので、それについては、見直した上で、報告書に反映したいと考えておるところでございます。
時間が迫っておりますので、4－18ということで、力量管理でございます。目視点検、要員の方の力量管理ということで、私どもが要求させていただいているものでございまして、まず、近方視力の確認。それから、当該設備の機器の点検の経験が3年お持ちであること。
点検件数が3年未満であっても目視点検に関する教育を行い、結果が報告されていること。
各機器について想定される損傷と損傷に対する点検、先ほどの資料4－1でございます。ああいったもので、きちんと一定のレベルの教育を受けたということで、そういう方にやっていただく。
地震によって影響を受けやすいところについては、必要に応じて設計者の方に意見を求めることができるといったことで、こういったことで、力量の要求をさせていただいてございます。
非破壊検査は、基本的には日本非破壊検査協会のレベル2に相当するレベルもしくは社内認定といったことでございます。
ここまでが設備点検でございまして、あと2つ、地震応答解析と総合評価まで一とおり説明させていただきます。
解析評価方式でありますけれども、先ほど申し上げましたように、代表例ということで選定をして、解析をするということでございます。
次のページ、As、Aクラスは、もともと耐震解析コードを持っておりますので、それを活用してやることがかなりの部分を占めてございまして、ごらんのような要求事項と、それから主要設備について記載をさせていただいております。
地震解析評価の方法でございますけれども、これについては、5－3ページに記載してございますけれども、これも一つひとつ読んでいくと相当時間がかかってしまいますので、項目についてだけお話し申し上げます。
地震応答解析に用いる建屋応答加速度でございますけれども、これは、最地下階と中間階に全号機とも記録が残っておりますので、これについて、最地下階の応答波と中間階の応答波を合わせ込むということで、要は、今回の地震を忠実に再現するということで、そういった建屋の解析モデルをいろいろ工夫いたしまして、応答波を策定いたします。
5－10ページと5－11に応答波をお示ししてございます。
最地下階は記録がございます。5－10も左側の下から2番目の絵をごらんいただくとわかりやすいのですが、青が今回の実施、実測波、赤が解析波、それから黒が設計時の加速度ということで、実線はS1、破線がS2とごらんいただきたいと思いますが、このように各床に解析応答波を策定し、これによって解析をするということであります。
次のページ、今、申し上げましたように、建屋・機器連成応答解析を用いるためには、どんなモデルをするのかというのが、5－12、13ページをごらんいただきたいと思います。
先ほど申し上げましたように、原子炉建屋の波については、その合わせ込みをして、今回の波をなるべく忠実に表わすものですけれども、入力した先、5－12ページの左側、原子炉建屋、原子炉格納容器までは合わせ込みをしていますけれども、そこから中から連成でとくものについては、これは設計図のモデルを利用してございます。
同様に右のページについても同じ、原子炉建屋と格納容器については、合わせ込みをしたもの、それから右は設計時に用いたモデルということでございます。
5－4ページ「C．地震応答解析に用いる減衰定数」でありますけれども、その用いる減衰定数を5－3と5－4にお示しをしてございます。
5．3、5－9ページでございますが、機器・配管系の減衰定数。
その下には、JEACの改定を予定しているJEACの減衰定数ですけれども、例えば今回の配管、主蒸気系配管、残留熱除去系配管については、2.0を用いておりまして、必ずしも新しいJEACの改訂版の数値を採用しているところではございませんけれども、こういったことも考慮に入れて解析を進めているということでございます。
その左に、5－8ページでありますが、地震応答解析に用いた設計時と異なる条件ということで、記載をしてございますけれども、これは、先ほど前川室長の方から御説明いただいたことに大体類似するものでありますので、例えば試験研究が確認された方法ということで、二乗和平方根が抜けていますけれども、それで組み合せで動的応力評価を行うとか、それから疲労評価における新しい係数を使うとか、そんなようなことをするということで、一番下の2つには主蒸気系配管で、主蒸気逃がし安全弁の吹き出しによる荷重はなしということが書いてあります。
これは、7号機は停止のときに、復水器が使えないということで、逃がし安全弁を使ったのですけれども、地震のそのとき、そのものには吹いていませんので、そういう意味で荷重を考えていないということであります。
それから、ほう酸水注入による機械荷重もない。これも動いていませんのでないということで、こんなような整理をさせていただいております。
5－5ページにお戻りいただきたいのですが、簡易評価、それから設計時と同等の評価、それから評価基準値といったことでございます。
簡易評価と申しますのは、先ほどのような連成でといているもの、あるいは床置きの機器などは、床応答のスペクトルが出ていれば、設計時の応答値と比べて、その比を出せば、発生する応力が簡易に計算できますので、それを行うということです。
ただ、配管については、そのような簡易に行う手法がございませんので、スペクトルモーダル解析法で実際に入力をして揺するということをやるということがb．に書いてございます。
dですが、これは構造強度評価で用いた条件ですが、これは運転時の条件を用いておりますので、今後提出させていただく各号機においても同じように運転時の条件を反映させていただく。点検中であれば、その温度と運転圧条件で解析をいたしますということを示してございます。
あとは、時間の関係もありますので、そういうような解析をいたしまして、解析して出てきた結果が、5－16ページからお示ししてございます、ずっとありますけれども、結論を申し上げますと、現在までの評価では、すべてが評価基準値IIIASあるいは動的機器においては、動的加速度、確認済み動的加速度以内に収まっているということがございまして、今後、解析等々を進める上で、まだ、解析が進んでおらない、例えばタービン建屋に設置されているもの、あるいは中央制御室等に設置されているもの等については、今後の評価を待ちますけれども、現時点までの結果は先ほど申し上げたとおりでございます。
先ほど5－20ページですけれども、1個だけ補足をさせていただきますが、格納施設の配管貫通部ということで、やはりここは厳しいのがあるでしょうという御指摘ですので、配管貫通部、フランジプレートともう一個下にX－210B、Cとございますが、これは追而とさせていただいておりまして、今、その解析を進めているところでございます。
ずっと解析結果がいきまして、5－27ページまでが、はしょって大変恐縮ですけれども、解析結果でございます。
今ほど申し上げました、5－27ページの表、これは一番下が原子炉補機冷却水系、原子炉補機冷却海水系、これはタービン建屋に設置されておりますので、これも追って解析経過をお示しする予定になってございます。
最後に、5－28ページ、これは制御棒の挿入性でございます。これは解析においてですが、確認済み相対変位というのが、実際に揺すってみてやったものですけれども、これに対して解析上は7.1、勿論、当日きちんとスペック内に時間以内に挿入されていますので、それも実際の証明になっているわけですけれども、解析でもこういう結果が出ていますということでございます。
解析の考察ですけれども、先ほどのサマリーで御紹介いたしましたので、省略をいたします。
最後に総合評価でありますけれども、時間も迫っておりますので、構造強度評価ということでありますが、設備が良好で、かつ、地震応答解析において評価基準を満足する設備については問題ないだろうと考えております。
ただし、地震応答解析によって評価基準、満足しないとの結果が得られた設備については、実際の構造強度解析の、もう少し現実的な解析をあらかじめ予定した手法、段取りを取って現実を見てみる。あるいは実際にどのくらいあるのかということをモックアップして見るといったようなことを考えております。
「b．動的機能維持評価」でございますけれども、これについても解析上異常がないものというのは問題ないと考えていますけれども、異常が確認された場合については、6－2ページの （２）で示しますように、設備の損傷による影響を含め、きちんと評価して、補修、補強、取替ないしは、その影響について評価をするということでございまして、動的機器についても、それは同様でございます。
6－4で「6．2 総合評価結果」といったことで記載してございますけれども、設備点検で異常が確認されたものの数だけで御紹介いたします。
（２）、異常が確認されたものは、構造強度評価では7件でございます。このうち、原子炉安全上重要な設備に関するものは2件でありました。
先ほど、サマリーで御紹介したところで、下線が引いてあるのがサブワーキングの記載ぶりを変更したものでございますけれども、この1点だけ、(1)だけ確認をさせていただきます。
これは、60セルの蓄電池、これは定期的に当直がパトロールしているのですけれども、1個だけ電圧が下がっていました。それで、これについて水位も確認したら、水も下がっていましたということで、水を補水して正常範囲内に復旧してございますということで、サブワーキングでの記載ぶりに一部誤りがございましたので、訂正させていただいております。
それから、動的機能維持で、設備点検で異常が確認された事象は27件でございました。これについては、いずれにしても、もともとの地震による影響とは、直接は理解に結び付かないものがほとんどでございますけれども、地震による影響があるかもしれないものですので、それについては、改めましてよく確認をしていきたいということを全体にお示ししているものでございます。この設備それぞれについては、細目にわたりますので、今日の御紹介は省略させていただきます。
最後に、評価のまとめでございます。6－8ページ、原子炉安全上、重要な設備のうち、現状で評価し得る機器については、地震による影響と判断されるものはございませんで、機能喪失に至る事象も確認されませんでした。
そこの下線のところは、先ほど私が申し上げたとおりですけれども、今回の報告は、現在までの進捗を踏まえた総合評価であって、設備点検作業の終了後に最終的な総合評価を行わせていただくものと計画してございます。
それは、時期的に申しますと、7月くらいのタイミングを私ども考えているところでございます。
ちょっと時間がかかって申し訳ありません。以上でございます。
- 関村主査
ありがとうございました。既に予定の時間を過ぎておりますが、皆さんから御意見をいただく時間をとりたいと思います。
それでは、いかがでしょうか。
どうぞ。
- 首藤委員
技術的なことでなくて、理解の仕方を教えていただきたいと思っているのですけれども、例えば資料4の6－4ページのところに「6．2 総合評価結果」というのが出ておりまして （１）のaとかbというところで、設備健全性が確保されているというふうに評価したというふうに書かれています。
この設備健全性が確保されているというのは、どういう意味なのかということがよくわからなくて、全く地震の影響は受けておらず、地震の影響は、今後考えなくていいという意味なのか、地震の影響はあるかもしれないけれども、今後、使うのには取り立てて問題ないという意味なのか、その辺とかがよくわからないなと思っておりまして、多分そういったことが理解できないからだと思いますが、6－8のページの「 （３）評価のまとめ」というところで、サマリーにも書かれていたと思いますが、4行目のところに「今回の地震に対して設備の機能を維持することが出来た」と書かれておられまして、これは私が文字どおり解釈すると、今回の地震は耐えましたねという意味に取れるのですが、それは今後使えるものという評価なのかどうかというところがよくわからなくて、そこの解釈の仕方かをちょっと教えていただければと思います。
- 関村主査
お願いします。
- 東京電力（山下所長）
ただいまの御質問で、地震の影響が全くなかったのか、あるいは影響があるかもしれないが機能に問題ないかという御質問です。後者だと思っております。
それで、私ども地震の影響はどうかということで、2つの構造強度、それから動的機能でお示ししておりますが、構造強度と申しますのが、材料を繰り返し動かしますと、金属材料で、よく疲労というお話がございますけれども、金属の内部に一定の疲れがたまるわけです。今回の評価では、私の解析でも、いわゆる計算、等価繰り返し回数というのは、ちょっと難しいのですけれども、今回の指標はこれぐらいの分ですよというのは、計算を足してやって、十分余裕があることが確認できていますので、解析上も問題ないということです。
それから、目視上も著しい変形もありませんので、静的機器については、地震の影響は一定のものがあったと思いますが、使うことに全然問題ないということです。
それから、動的機能ですけれども、ポンプ等々、当日も回っていまして、十分流量もあったということです。それで、過去実際にポンプを回しながら揺すってみたのですけれども、10Gとか、要は加速度が10倍ですね。そのくらいで揺すったものと比べても、今回の応答は小さかったので、これについても地震の影響はあったかもしれないけれども、極めて小さいだろうという判断をしておるところであります。
全体には、そういう整理をさせていただいております。
- 関村主査
よろしいでしょうか。
- 首藤委員
今のお話で、地震の影響が全くなかったわけではないけれども、多分使えるでしょうということだという理解はできました。
そうすると、多分素人的に気になるのは、でも影響があったのだとすると、今後は、全く地震の影響を受けなかったものとは違う扱いをしますよということではないかと思いまして、そこのところは、今回の話には、もしかしたら入っていないのかもしれませんけれども、それも恐らく今後、セットでお示しいただく必要があるかなと思います。
- 関村主査
ありがとうございました。今の点、今後の審議の中で十分検討させていただきたいと思います。
ほかには、いかがでしょうか。
では、平野委員、どうぞ。
- 平野委員
個別の議論で、先ほど格納容器の配管の貫通部が若干厳しくなっているというお話がありまして、5－20で160メガパスカルという数字が出ています。保安院さんの資料の方でも格納容器の配管貫通部において、比較的厳しい部分が存在することが判明したため、今後、追加的に解析を実施するべきであるという記載がございます。
配管につきましては、RHR配管とか、主蒸気配管について議論させてきてもらって、熱を逃がすための引き回しの影響が大きいとか、重量が大きい弁が付いている影響が大きいとか大分理解が進んできているのですが、格納容器の配管貫通部がなぜ厳しくなるのかという定性的な御説明をいただけますでしょうか。
- 東京電力（山下所長）
解析条件で、内圧条件とか、地震の荷重条件とかがございます。そういたしますと、要は局部的な形状によって、そこに応力集中が起こる可能性がありまして、通常ですと、ベローズみたいなもので逃げているのですけれども、この柏崎刈羽7号機は、コンクリート製格納容器でございまして、これはベローズで逃げているのではなくて、ダブルチューブという二重チューブみたいにして応力を逃がしています。
そこの取り付け部、ここではフランジプレートと書いていますけれども、そういうところに応力集中が発生すると御理解賜ればと思います。
- 平野委員
コンクリートの中でがちっと固定しているという感じなのですか。
- 東京電力（山下所長）
ここを貫通して、外の周りでパイプで囲んで、一部を止めて、それでフレキシブルにしているというような概念と御理解いただければと思います。
- 平野委員
ありがとうございました。
- 関村主査
ありがとうございました。ほかにはございますでしょうか。よろしいでしょうか。
それでは、ただいま御紹介いただきました東京電力の中間とりまとめ（案）につきましては、本日の議論を踏まえて、更に議論をする必要があると私は判断をしております。
ということで、引き続きまして、設備健全性評価サブワーキンググループの方で、更に検討をさせていただければと思います。よろしいでしょうか。
では、その上で、この件につきましても、適宜、上位委員会でございます調査対策委員会に対しまして、報告等を実施させていただくということで御了解いただければと思いますが、よろしゅうございますでしょうか。
（「はい」と声あり）
- 関村主査
どうもありがとうございました。それでは、議事はこれで終了いたしましたので、事務局としてのおまとめの発言を加藤審議官の方からいただければと思います。よろしくお願いします。
- 加藤審議官
本日は、お時間をちょうだいいたしまして、設備健全性評価の進捗状況を御報告させていただき、有益な御意見をいただいたわけでございます。
昨年の秋に健全性評価の基本方針を先生方の御指導をいただきまして、保安院から東京電力に指示いたしまして、東電の方でまず7号機について取りかかりまして、このたび安全上重要な設備についてかなり進んできたという状況の中間とりまとめがつくられてきているわけです。
これについては、本日の御意見も踏まえまして、更に東京電力の方でブラッシュアップして確定版がつくられるということになるわけであります。
また、本日は私どもが行ってきております東電の点検確認をどのように確認しているかという状況も説明させていただいたわけです。これにつきましても、非常に有益な御意見、御指摘をいただきまして、どうもありがとうございます。
それで、東京電力の方での中間とりまとめの確定版というものが出てまいりますと、それに対する保安院の見解はどうなのだということが、当然地元でも非常な関心事項になるわけでございます。既に健全性確認作業につきましては、保安院は東電任せではなくて、ちゃんと主体的に作業の中身あるいは結果、そういうものの確認をちゃんと主体的にやっているのかどうかであるとか、あるいは解析に使うモデル、パラメーターが本当に妥当なものなのかのチェックを厳しくやってほしいという意見が非常に地元でも出てきているわけでございます。
本日、御紹介いたしました確認状況のペーパー、2件ございますが、そういったペーパーはこの保安院の見解をまとめていく上に当たっての当然素材にはなるわけですけれども、それだけではなくて、先生方にも現地調査をしていただいて、その都度付けた注文もあるわけでございます。そういったことも触れながら、地元の皆様の関心に応えられる形で、保安院の見解なりをまとめていきたいと思いますので、今、関村先生からございましたように、サブワーキングで是非その辺をきちんと御審議いただけたらと思うわけでございます。
ちなみに、地元での説明会、これまで柏崎市と刈羽村で行ってまいりましたが、次回は4月19日に長岡市で行うという予定でございます。そこに向けまして、是非サブワーキング、更には調査対策委員会の日程を組んで、そこで御審議をいただいた上で、この説明会でもこの問題に触れたいと考えたいと考えておりますので、引き続き、よろしくお願いいたします。
- 関村主査
ありがとうございました。それでは、最後に今後の予定等につきまして、事務局から御説明をいただきたいと思います。
- 根井原子力発電検査課長
次回ワーキンググループにつきましては、今、御紹介がありましたように、サブワーキンググループでの議論の状況を踏まえながら、また開催させていただきたいと考えております。改めまして、私ども事務局の方から日程調整をさせていただきますので、よろしくお願い申し上げます。
- 関村主査
ありがとうございました。それでは、以上をもちまして、第5回の「運営管理・設備健全性評価WG」を閉会させていただきます。
どうもありがとうございました。
午後0時13分閉会