IRRSの指摘を受けた我が国の検査制度の大改革と新時代の統合保全検査システム
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カテゴリ: 第13回
1.緒 言
東京電力福島第一原子力発電所の1号機から4号機においては,1外部電源および非常用電源が全て失われたこと,2炉心および使用済燃料貯蔵プール内の燃料の冷却および除熱ができなくなったことが大きな要因となり, 燃料が損傷し,その結果として放射性物質が外部に放出され、周辺に甚大な影響を与える事態に至った.原子力発電所の事故のみならず、地元から首都圏の水瓶まで放射性物質で汚染するという深刻な原子力災害を引き起こした(1)-(4)。商業用の原子力発電所で起こってはならない重大な事故であり、津波の被災に加えて強制退避が追い打ちを与える形で避難された方々、野菜や牛乳、漁業に与えた汚染と風評被害、さらには生き残った家畜の殺処分といった耐え難い状況が連日報道された.今回の事故で課題として上がっているのは、過酷事故対策が事業者の自主的取り組みになっていたり、非常用ディーゼル発電機が津波に対して無防備であったり、駆けつけた移動電源車の電圧やプラグが仕様と異なっていて使えなかったり、1号機に備わっていた隔離時復水器(IC: Isolation Condenser)の機能を十分に活かせなかったり、全交流電源喪失のなかで制御盤が隔離信号を出してICを隔離し、原子炉の水位低下とそれに伴う炉心損傷・炉心溶融を発生していることである。 福島原子力発電所の過酷事故の貴重な教訓と提言をもとに、技術者の倫理、規制の倫理、報道の倫理について改めて考えてみたい。
2. 福島第一原子力発電所の事故の要因 ICの出口弁を運転員が55°C/hで原子炉の冷却行う保安規定を順守しようとして、on/offを繰り返し、更に、全交流電源喪失のなかで制御盤がIC伝熱管の破損信号(誤信号)によりICの隔離信号を出して電動の隔離弁を自動閉止し、ICを隔離してしまった。この隔離動作は致命的で、1号機は冷却機能喪失に陥り、炉心損傷・炉心溶融(メルトダウン)といった過酷事故に進展した。 1号機の炉心損傷により、多量に発生した水素爆発による原子炉建屋の破壊とそれに伴う放射性物質を含む瓦礫の飛散が、隣接する2号機、3号機の事故対応(アクシデントマネージメント)の遂行を困難にした。2号機は 3日間、3号機は2日間の炉心注水を確保していたにもかかわらず、その間に消防ポンプによる炉心注水が開始できなかったために、2号機、3号機に於いても炉心溶融を発生し、3号機は激しい水素爆発を起こし、隣接する4号機も3号機から排気塔に行く排気管を経由して水素が侵入し、水素爆発を発生したと判断された(1)。炉心への注水に必要な移動電源車の到着が遅れ、消火ポンプの枝管の弁の閉止忘れや中央制御室への給電が遅れたことも事故を拡大させた。これは非常時の政府や関連行政庁との連携や対応に関する緊急対応手順の不備や、緊急時対応訓練が不十分であったことに依るものと多くの事故調で指摘している[1]。また、水素爆発のすさまじさは、フィルタードベントにおいても適切な水素対策が必要であることを教訓として残した(1)-(3)。原子力に携わる全ての技術者は、原子力施設が人体に有害で危険な放射能を取り扱う原子力施設であることをまず第1に認識し、深層防護の考え方に基づき、環境への漏えい防止を最優先すべきである。 3.安全規制の倫理と基準・規格類の適切な 運用の重要性 過酷事故の拡大を防ぎ、事故の影響緩和に積極的に取 り組むこと、それらのために必要な方策を準備すること を過酷事故対応緩和措置(AM: Accident management)と 呼ぶ。表1に示すようにTMI-2 事故を契機とした基準等 の見直しがなされたが、我が国では電気事業法の精神、 「物が健全であれば安全である」という構造強度偏重の 考え方が根強く、機能評価やシビアアクシデントの解析 には進まなかった。表2に示す。TMI-2 事故やチェルノ ブイリ原発4号機の事故を契機にシビアアクシデント対 策としてのアクシデントマネージメント(AM)や確率論 的リスク評価(PRA)導入についての検討がなされたが、安 全審査で安全とされた原子力発電所にあっては、事業者 の自主的取り組みにしかならなかった。その後、東電問 題と呼ばれるシュラウドや配管のSCCによる亀裂進展な どから新たな保全プログラムによる品質保証制度が取り 入れられたが、品質保証の考え方による細部までの詳細 な検査記録の作成が求められ、4階建てのビルの高さに 相当するような書類の作成とそのチェックが求められる ようになった。表3に示すように、科学技術の知見に基 づく合理的な検査を目的とする新検査制度により改善す ることになったが、品質保証制度による書類重視の制度 はそのまま残り、本質的な安全のための抜本的な改善や 新しい知見を速やかに安全規制に取り込むことができな かった。 Table 1 Revision of safety standers after TMI-2 accident [4] Fig.1 Revision of safety standers after Chernobyl accident Fig.2 Increase of inspection document by QMS[4] - 354 - Fig. 3 Periodic safety review system for maintenance[4] 保守点検の手順書が、保安規定になり、それが達成でき ない場合は保安規定違反として扱われるようになると、 最新の知見に基づくチェレンジや改善が、原子力発電所 の品質保証制度のもとでは提案されなくなる。誰もが自 分で自分の首を絞めるようなリスクになる提案をしなく なるのは当然である。書類の記載不備の制裁として原子 力発電所が半年も停止されられるようになると、品質保 証制度で原子力発電所の設備利用率(品質の指標の1つ) が低下するという本末転倒の状況となり、これだけが原 因ではないが、我が国の原子力発電所の設備利用率は世 界最低のレベルに低下した。世界最高の計画外停止率を 誇る我が国の原子力発電所がである。 米国では、原子力規制委員会(NRC)が原子力発電所 の安全性の確保・良好な運転の責任を共有しており、発 電所の運営を指導している(ROP: Reactor Oversight Program)。多くの改善提案が従業員から提案され、重要 度分類に従って振り分けられ、これが是正処置(CAP: Corrected Action Program)として速やかに実施される。 NRC の検査官はLANを介して経営と人事情報を除く発 電所の全ての情報に事由にアクセスできる。発電所の現 場にもいつでも自由に立ち入り、発電所の点検整備が適 切に行われていることを確認できる。CAP は是正処置と 訳されているが本質的には日本で行われているQC改善 提案を組織として活かす仕組みである。かつて米国の原 子力発電所の設備利用率は世界最低レベルであった。 NRC は徹底的に規制を厳しくしたが、設備利用率は低下 するばかりであった。1980年代、NRCは当時世界最高の 運転成績を誇った日本に調査団を送り、改善提案や安全 第一などの日本の原子力発電所で行われていた良いとこ ろを学び、自国の安全規制に取り込んだ。2000年代に入 り、日米の安全規制とその実績としての設備利用率は逆 転した。米国の規制を取り込んだ韓国も米国同様の高い 設備利用率を達成し、海外の受注活動で有利に展開して いる。 我が国の安全規制体系は、3.11 以前は表5に示すよう に多くの省庁に分散していた。表6のように、誰が責任 を持っているのか、主たる責任を負うべき検査官が継続 的にいつでもサイトで検査を行う権限を確保すべき、検 査の種類や頻度を変更できるより柔軟なプロセスを確立 すべきとIAEAが指摘していた。重箱の隅をつつくよう な規制ではなく、包括的な安全解析書や安全文書の作成 と更新について、IAEA の安全基準がきちんと考慮される ように求めている。 Table 2 Nuclear regulatory system in japan before 3.11 Table 3 Recommendation for Japanese Nuclear safety regulation by IAEA [4] 図4は平成19年度の原子力安全基盤機構(JNES)の報 告書である。平成19年度の段階で、福島第一原発のよう な津波に起因する炉心損傷のリスクや早期の電源復旧の 必要性を指摘している。なぜ、原子力安全保安院から速 やかに安全規制として全国の発電所の津波耐対策の指示 - 355 - が出なかったのか? なぜ、電力事業者が自主的取り組 みとして屋外の変電設備や海水冷却系の電気品や非常用 ディーゼル発電機の浸水対策に取り組まなかったのか? 事業者の反省とともに、規制側の及び腰も反省事項と思 う。原子力関係者全てが反省し、今後の緊張感を持った 原子力の安全性確保に邁進すべきと思う。反対派を気に していて適切な規制を行えない「規制が反対派の虜」に なっていた。 4.IAEAによる総合規制評価サービス(IRRS)に よる指摘 IAEA の 2015 年に実施された総合規制評価サービス (IRRS)では、要約すると以下の指摘がなされた。 1原子力規制委員会は、その人的資源、マネジメントシ ステム、及び特にその組織文化において、初期段階に ある。この問題は、東京電力福島第一原子力発電所事 故を受けた新しい規制の策定、及び新しい安全基準に 従った原子力発電所の申請審査に伴う負担の大きい 作業量と併せて、原子力規制委員会にとって大きい課 題となっている。 2原子力規制委員会がその法定義務を効率的にかつ一貫 性を持って履行し、また、その資源を安全の程度に相 応して配分することを確実なものとするために、IRRS チームは、原子力規制委員会は分野横断的なコアプロ セスを実施し、年間活動の立案に際して利害関係者か らの情報収集を強化し、そのパフォーマンスを測定し、 組織構造の有効性を評価するためのツールを開発す べきであると勧告した。 3マネジメントシステムの文書化には、220 の運用要領 が含まれる。マネジメントシステムの説明、組織構造、 職能的責任と説明責任、及び原子力規制委員会のプロ セスの説明を記載した要領はまだ作成されていない。 業務マニュアル作成要領には、マニュアル作成方法の 詳細が含まれている。 4運用マニュアルの全体のうち約 40%はまだ作成中であ る。原子力規制委員会が実施する全活動を網羅するた めに必要とされる運用要領の分析が行われていない ため、運用要領のリストがまだ完全に仕上がっていな いと考えられる。IRRS チームは、原子力規制委員会 の組織変更管理プロセス、安全文化を促進、醸成及び 評価するための活動の実施に関するプロセス、記録管 理に関するプロセス、マネジメントシステムのレビュ ーを実施するプロセス、利害関係者からの期待事項の 収集と対処に関するプロセスを含め、一部のプロセス が前述のリストから欠落している点を確認した。 5勧告:原子力規制委員会は、所掌業務を遂行するため に必要なすべての規制及び支援プロセスに対する統 合マネジメントシステムを構築し、文書化し、完全に 実施すべきである。マネジメントシステムには等級別 扱いを一貫して適用し、文書・製品・記録の管理、及 び変更管理などの組織共通のプロセスを組織内すべ てに展開すべきである。改善の機会を特定するために、 包括的な方法で原子力規制委員会マネジメントシス テムの有効性を監視及び測定するようにすべきであ る。 6所見:先に公表された原子力安全文化に関する宣言を 維持するため、規制活動における高度な安全文化を推 進及び持続するための具体的な対策が策定、実施され ていない。 7提言:原子力規制委員会は、自らの活動の実施におい て高度な安全文化を促進かつ持続するために、意識啓 発研修又は意識調査などの具体的な対策を導入する ことを検討すべきである。 Fig.4 「地震PSAの適用手順の整備と津波・地震起因火災PSA 手法の高度化」(JNES年報)[5] - 356 - 付することを原子力規制委員会は実施していない 8IRRS チームは、現時点で、次年度のマネジメント システム関連活動について具体的な計画がない点 (原子力規制委員会の設立後以降に許認可条件は (2016 年3 月開始)についても確認した。このよ 交付されてない)。そのため、許認可は一般的に非 うな活動は、事業戦略計画に対するレビューを実施 常に簡潔な(1 ページの)書簡の形式で交付される。 した後で明確化される。IRRS チームは、今後さら 2原子力規制委員会が申請却下すると、申請者は新規 に実施を進めなければならないマネジメントシス の又は修正した申請の提出を余儀なくされるとい テム関連作業の範囲を考慮に入れた上で、包括的計 う結果になる可能性がある。これが原因で遅延が生 画を策定し、その実施状況を監視するとともに、そ じることがあり、認可に条件が含まれていれば、こ の結果を原子力規制委員会の幹部に報告すべきと のような遅延は回避されることになる。 考えている。 定期安全レビュー及び安全性の向上のための評価 9マネジメントシステムには、利害関係者の期待事項 1許認可取得者はその改訂した安全解析書の代わりに を考慮に入れるメカニズムを含めるようにし、当該 定期安全評価報告書を提出することが要求されて 情報を収集及び分析するための特定プロセスの開 いる。さらなる対策を施すべき自然災害やその他の 発にこれを反映させるべきである。利害関係者から 重要な課題が確認された場合には、許認可取得者は 収集した情報は、マネジメントシステムの継続的改 必要に応じて設置許可を変更するための申請を提 善を実現するための情報となる。原子力規制委員会 出することが義務付けられている(勧告 R11 を参 は、利害関係者から収集した期待事項を収集し、こ 照)。許認可取得者は、自身の調査の結果として、 れらに対処するための正式なプロセスを有してお 規制要件を遵守するために必要な最低限の対策以 らず、本件に関する調査も実施していなかった。 上の「自主的対策」と呼ばれる対策を明記しなけれ 10原子力規制委員会は、マネジメントシステム文書の ばならない。 階層構造の明確化、マネジメントシステム運用要領、 40 年超運転 プロセス全体のマップ、マネジメントプロセスや主 230 年を超える運転の高経年化に関するもの及び 40 要プロセス及び下位プロセスのリストの整備、プロ 年超運転に関するものの審査は原子力規制委員会 セスインターフェースの明確化、並びに全プロセス 内の同じグループによって実施されるとしている。 を対象とする関連文書の作成などを含め、自身のマ ただし、このグループは安全性の向上のための評価 ネジメントシステムを最終的に完成するために数 には関与していない。 多くの問題に依然として対処しなければならない。 3所見:許認可取得者は発電用原子炉施設の高経年化 11原子力規制委員会における安全文化の醸成がマネジ 対策を講じる必要があり、これに対して原子力規制 メントシステムによって適切に図られることを確 委員会は並行して行われる可能性のある 3 つの規 実なものとするには、組織内で具体的に講じるべき 制プロセス、つまり30 年以上運転されているプラ 措置を規定し、その実施状況を監視すべきである。 ントの保安規定の変更、毎定期施設検査後に提出さ 12統合マネジメントシステムの構築を完了させて、こ れる安全性の向上のための評価、40 年超の運転期 れを確実に実施するために、原子力規制委員会委員 間延長の認可において、その対策を確認している。 は、マネジメントシステム開発に特化した複数年計 原子力規制委員会は認可プロセスに重複があるこ 画の策定に着手し、その実施状況を定期的に審査す とを認識している。それぞれの規制プロセスの目的 ることによってこのプロジェクトに対する各自の にはいくつかの差異がある。 コミットメントを示しつつ、マネジメントシステム 4S7 提言:原子力規制委員会は、発電用原子炉施設 を実施するような戦略的アプローチを導入するこ の高経年化対策に係る 3 つの既存規制プロセスの とを検討すべきである。 インターフェース及び全体としての一貫性を改善 また、許認可プロセスについては、以下の指摘がある。 することを検討すべきである。 1原子力規制委員会の手法は原子力規制委員会の要求 東京電力福島第一原子力発電所事故の後に停止した発 を満たすように申請者に対してその申請を補正さ 電用原子炉施設の再稼働に先立つ新規制基準適合 せるものであるため、設置許可又は認可に条件を添 の許認可 - 357 - 5・現在進められている原子炉の新規制基準適合性申 請の審査に関しては、原子力規制委員会の決定が、 許可であれ不許可であれ、いつ行われるのかが明ら かになるよう、多くの利害関係者が、スケジュール が明確になることを望んでいる。 5.保全の重要度分類とオンラインメンテナンス 図5に保全の重要度分類を示す。故障が安全や運転継 続に直接関係するシステムや機器かどうか、メンテナン スが経済的な合理性があるかどうかで、4つの優先度に 分類されている。安全上重要なものは全体の15%しかなく、 また故障がプラントの安全性に直接影響もしないし、運 転継続にも影響しないものが、全体の67%を占める。新規 制基準で導入されたSA機器である、電源車や消防ポンプ が故障してもプラントの安全性や運転継続には影響しな い。事後保全として修理するか代替の機器を購入すれば 良い。しかし、従来のような規制の元では、深層防護第 4層の消防ポンプが故障するとLCO逸脱となり、プラン ト停止に追い込まれ兼ねない。事後保全で、安全上の影 響が無く、もっと重要な優先度1または2の保全・検査 に規制も事業者も人的なリソースを集中させる方がリス クは低減することを示す必要がある。 ジュール通りに高品位な保全活動が実施されている。これらを 可能とする、統合保全システムを導入し、随時立ち入りの検査 官の要求に応じていつでも閲覧できるようにしておく必要があ る。 Table 4 Comparison of Maintenance between USA and Japan 5.結 言 IAEAのIRRSの指摘に基づき、原子力規制が米国NRC のようなパフォーマンス検査に移行する。原子炉等規制 法も1年以内に改定される見込みで、検査制度の変革は 急峻である。分解点検と書類作りを中心とした旧来の保 全・検査から、状態監視保全や運転中保全を重視した保 全・検査制度へと移行するにあたり、全ての保全活動を 入力して分類し、プラントの保全状態をデータベース化 して可視化する統合保全システムの導入が必要である。 参考文献 [1] 日本原子力学会事故調査委員会編、「日本原子力学会 事故調査最終報告書」(2014.3)。 [2] 奈良林 直、杉山憲一郎、東日本大震災に伴う原 子力発電所の事故と災害~福島第一原子力発電 所の事故の要因分析と教訓~、原子力学会誌、 Vol.53、No.6 ,(2011)。 [3] 東京電力、「東北地方太平洋沖地震発生当時の福 島第一原子力発電所運転記録及び事故記録の分 Fig.5 Priority of Proactive Maintenance 析と影響評価について(概要)」(2011.5.23)。 [4] 宮野 廣、「福島第一原子力発電所の津波による 表4は、定期検査の期間と分解点検の周期に関する日米の比較 被災-今回の事故の遠因はどこにあるか?」日本 を示す。我が国は、定期検査期間が長く、全体の約8割の機器 保全学会・北海道大学シンポジウム」(2011.8.9)。 のメンテナンスが分解点検で実施されている。一方、米国では、 [5] 地震PSAの適用手順の整備と津波・地震起因火 約8割の機器がオンラインメンテナンスに移行したために、運 災PSA手法の高度化、平成19年度原子力安全基 転停止期間中の点検は2割しか無い。入念な計画をたててスケ 盤機構年報、PP。231-232(2007)。 - 358 -“ “IRRSの指摘を受けた我が国の検査制度の大改革と新時代の統合保全検査システム“ “奈良林 直,Tadashi NARABAYASHI,青木 孝行,Takayuki AOKI,文能 一成,Kazushige BUNO,川村 慎一,Shinichi KAWAMURA,林 司,Tsukasa HAYASHI,今野 隆博,Takahiro KONNO,森本 俊雄,Toshio MORIMOTO
東京電力福島第一原子力発電所の1号機から4号機においては,1外部電源および非常用電源が全て失われたこと,2炉心および使用済燃料貯蔵プール内の燃料の冷却および除熱ができなくなったことが大きな要因となり, 燃料が損傷し,その結果として放射性物質が外部に放出され、周辺に甚大な影響を与える事態に至った.原子力発電所の事故のみならず、地元から首都圏の水瓶まで放射性物質で汚染するという深刻な原子力災害を引き起こした(1)-(4)。商業用の原子力発電所で起こってはならない重大な事故であり、津波の被災に加えて強制退避が追い打ちを与える形で避難された方々、野菜や牛乳、漁業に与えた汚染と風評被害、さらには生き残った家畜の殺処分といった耐え難い状況が連日報道された.今回の事故で課題として上がっているのは、過酷事故対策が事業者の自主的取り組みになっていたり、非常用ディーゼル発電機が津波に対して無防備であったり、駆けつけた移動電源車の電圧やプラグが仕様と異なっていて使えなかったり、1号機に備わっていた隔離時復水器(IC: Isolation Condenser)の機能を十分に活かせなかったり、全交流電源喪失のなかで制御盤が隔離信号を出してICを隔離し、原子炉の水位低下とそれに伴う炉心損傷・炉心溶融を発生していることである。 福島原子力発電所の過酷事故の貴重な教訓と提言をもとに、技術者の倫理、規制の倫理、報道の倫理について改めて考えてみたい。
2. 福島第一原子力発電所の事故の要因 ICの出口弁を運転員が55°C/hで原子炉の冷却行う保安規定を順守しようとして、on/offを繰り返し、更に、全交流電源喪失のなかで制御盤がIC伝熱管の破損信号(誤信号)によりICの隔離信号を出して電動の隔離弁を自動閉止し、ICを隔離してしまった。この隔離動作は致命的で、1号機は冷却機能喪失に陥り、炉心損傷・炉心溶融(メルトダウン)といった過酷事故に進展した。 1号機の炉心損傷により、多量に発生した水素爆発による原子炉建屋の破壊とそれに伴う放射性物質を含む瓦礫の飛散が、隣接する2号機、3号機の事故対応(アクシデントマネージメント)の遂行を困難にした。2号機は 3日間、3号機は2日間の炉心注水を確保していたにもかかわらず、その間に消防ポンプによる炉心注水が開始できなかったために、2号機、3号機に於いても炉心溶融を発生し、3号機は激しい水素爆発を起こし、隣接する4号機も3号機から排気塔に行く排気管を経由して水素が侵入し、水素爆発を発生したと判断された(1)。炉心への注水に必要な移動電源車の到着が遅れ、消火ポンプの枝管の弁の閉止忘れや中央制御室への給電が遅れたことも事故を拡大させた。これは非常時の政府や関連行政庁との連携や対応に関する緊急対応手順の不備や、緊急時対応訓練が不十分であったことに依るものと多くの事故調で指摘している[1]。また、水素爆発のすさまじさは、フィルタードベントにおいても適切な水素対策が必要であることを教訓として残した(1)-(3)。原子力に携わる全ての技術者は、原子力施設が人体に有害で危険な放射能を取り扱う原子力施設であることをまず第1に認識し、深層防護の考え方に基づき、環境への漏えい防止を最優先すべきである。 3.安全規制の倫理と基準・規格類の適切な 運用の重要性 過酷事故の拡大を防ぎ、事故の影響緩和に積極的に取 り組むこと、それらのために必要な方策を準備すること を過酷事故対応緩和措置(AM: Accident management)と 呼ぶ。表1に示すようにTMI-2 事故を契機とした基準等 の見直しがなされたが、我が国では電気事業法の精神、 「物が健全であれば安全である」という構造強度偏重の 考え方が根強く、機能評価やシビアアクシデントの解析 には進まなかった。表2に示す。TMI-2 事故やチェルノ ブイリ原発4号機の事故を契機にシビアアクシデント対 策としてのアクシデントマネージメント(AM)や確率論 的リスク評価(PRA)導入についての検討がなされたが、安 全審査で安全とされた原子力発電所にあっては、事業者 の自主的取り組みにしかならなかった。その後、東電問 題と呼ばれるシュラウドや配管のSCCによる亀裂進展な どから新たな保全プログラムによる品質保証制度が取り 入れられたが、品質保証の考え方による細部までの詳細 な検査記録の作成が求められ、4階建てのビルの高さに 相当するような書類の作成とそのチェックが求められる ようになった。表3に示すように、科学技術の知見に基 づく合理的な検査を目的とする新検査制度により改善す ることになったが、品質保証制度による書類重視の制度 はそのまま残り、本質的な安全のための抜本的な改善や 新しい知見を速やかに安全規制に取り込むことができな かった。 Table 1 Revision of safety standers after TMI-2 accident [4] Fig.1 Revision of safety standers after Chernobyl accident Fig.2 Increase of inspection document by QMS[4] - 354 - Fig. 3 Periodic safety review system for maintenance[4] 保守点検の手順書が、保安規定になり、それが達成でき ない場合は保安規定違反として扱われるようになると、 最新の知見に基づくチェレンジや改善が、原子力発電所 の品質保証制度のもとでは提案されなくなる。誰もが自 分で自分の首を絞めるようなリスクになる提案をしなく なるのは当然である。書類の記載不備の制裁として原子 力発電所が半年も停止されられるようになると、品質保 証制度で原子力発電所の設備利用率(品質の指標の1つ) が低下するという本末転倒の状況となり、これだけが原 因ではないが、我が国の原子力発電所の設備利用率は世 界最低のレベルに低下した。世界最高の計画外停止率を 誇る我が国の原子力発電所がである。 米国では、原子力規制委員会(NRC)が原子力発電所 の安全性の確保・良好な運転の責任を共有しており、発 電所の運営を指導している(ROP: Reactor Oversight Program)。多くの改善提案が従業員から提案され、重要 度分類に従って振り分けられ、これが是正処置(CAP: Corrected Action Program)として速やかに実施される。 NRC の検査官はLANを介して経営と人事情報を除く発 電所の全ての情報に事由にアクセスできる。発電所の現 場にもいつでも自由に立ち入り、発電所の点検整備が適 切に行われていることを確認できる。CAP は是正処置と 訳されているが本質的には日本で行われているQC改善 提案を組織として活かす仕組みである。かつて米国の原 子力発電所の設備利用率は世界最低レベルであった。 NRC は徹底的に規制を厳しくしたが、設備利用率は低下 するばかりであった。1980年代、NRCは当時世界最高の 運転成績を誇った日本に調査団を送り、改善提案や安全 第一などの日本の原子力発電所で行われていた良いとこ ろを学び、自国の安全規制に取り込んだ。2000年代に入 り、日米の安全規制とその実績としての設備利用率は逆 転した。米国の規制を取り込んだ韓国も米国同様の高い 設備利用率を達成し、海外の受注活動で有利に展開して いる。 我が国の安全規制体系は、3.11 以前は表5に示すよう に多くの省庁に分散していた。表6のように、誰が責任 を持っているのか、主たる責任を負うべき検査官が継続 的にいつでもサイトで検査を行う権限を確保すべき、検 査の種類や頻度を変更できるより柔軟なプロセスを確立 すべきとIAEAが指摘していた。重箱の隅をつつくよう な規制ではなく、包括的な安全解析書や安全文書の作成 と更新について、IAEA の安全基準がきちんと考慮される ように求めている。 Table 2 Nuclear regulatory system in japan before 3.11 Table 3 Recommendation for Japanese Nuclear safety regulation by IAEA [4] 図4は平成19年度の原子力安全基盤機構(JNES)の報 告書である。平成19年度の段階で、福島第一原発のよう な津波に起因する炉心損傷のリスクや早期の電源復旧の 必要性を指摘している。なぜ、原子力安全保安院から速 やかに安全規制として全国の発電所の津波耐対策の指示 - 355 - が出なかったのか? なぜ、電力事業者が自主的取り組 みとして屋外の変電設備や海水冷却系の電気品や非常用 ディーゼル発電機の浸水対策に取り組まなかったのか? 事業者の反省とともに、規制側の及び腰も反省事項と思 う。原子力関係者全てが反省し、今後の緊張感を持った 原子力の安全性確保に邁進すべきと思う。反対派を気に していて適切な規制を行えない「規制が反対派の虜」に なっていた。 4.IAEAによる総合規制評価サービス(IRRS)に よる指摘 IAEA の 2015 年に実施された総合規制評価サービス (IRRS)では、要約すると以下の指摘がなされた。 1原子力規制委員会は、その人的資源、マネジメントシ ステム、及び特にその組織文化において、初期段階に ある。この問題は、東京電力福島第一原子力発電所事 故を受けた新しい規制の策定、及び新しい安全基準に 従った原子力発電所の申請審査に伴う負担の大きい 作業量と併せて、原子力規制委員会にとって大きい課 題となっている。 2原子力規制委員会がその法定義務を効率的にかつ一貫 性を持って履行し、また、その資源を安全の程度に相 応して配分することを確実なものとするために、IRRS チームは、原子力規制委員会は分野横断的なコアプロ セスを実施し、年間活動の立案に際して利害関係者か らの情報収集を強化し、そのパフォーマンスを測定し、 組織構造の有効性を評価するためのツールを開発す べきであると勧告した。 3マネジメントシステムの文書化には、220 の運用要領 が含まれる。マネジメントシステムの説明、組織構造、 職能的責任と説明責任、及び原子力規制委員会のプロ セスの説明を記載した要領はまだ作成されていない。 業務マニュアル作成要領には、マニュアル作成方法の 詳細が含まれている。 4運用マニュアルの全体のうち約 40%はまだ作成中であ る。原子力規制委員会が実施する全活動を網羅するた めに必要とされる運用要領の分析が行われていない ため、運用要領のリストがまだ完全に仕上がっていな いと考えられる。IRRS チームは、原子力規制委員会 の組織変更管理プロセス、安全文化を促進、醸成及び 評価するための活動の実施に関するプロセス、記録管 理に関するプロセス、マネジメントシステムのレビュ ーを実施するプロセス、利害関係者からの期待事項の 収集と対処に関するプロセスを含め、一部のプロセス が前述のリストから欠落している点を確認した。 5勧告:原子力規制委員会は、所掌業務を遂行するため に必要なすべての規制及び支援プロセスに対する統 合マネジメントシステムを構築し、文書化し、完全に 実施すべきである。マネジメントシステムには等級別 扱いを一貫して適用し、文書・製品・記録の管理、及 び変更管理などの組織共通のプロセスを組織内すべ てに展開すべきである。改善の機会を特定するために、 包括的な方法で原子力規制委員会マネジメントシス テムの有効性を監視及び測定するようにすべきであ る。 6所見:先に公表された原子力安全文化に関する宣言を 維持するため、規制活動における高度な安全文化を推 進及び持続するための具体的な対策が策定、実施され ていない。 7提言:原子力規制委員会は、自らの活動の実施におい て高度な安全文化を促進かつ持続するために、意識啓 発研修又は意識調査などの具体的な対策を導入する ことを検討すべきである。 Fig.4 「地震PSAの適用手順の整備と津波・地震起因火災PSA 手法の高度化」(JNES年報)[5] - 356 - 付することを原子力規制委員会は実施していない 8IRRS チームは、現時点で、次年度のマネジメント システム関連活動について具体的な計画がない点 (原子力規制委員会の設立後以降に許認可条件は (2016 年3 月開始)についても確認した。このよ 交付されてない)。そのため、許認可は一般的に非 うな活動は、事業戦略計画に対するレビューを実施 常に簡潔な(1 ページの)書簡の形式で交付される。 した後で明確化される。IRRS チームは、今後さら 2原子力規制委員会が申請却下すると、申請者は新規 に実施を進めなければならないマネジメントシス の又は修正した申請の提出を余儀なくされるとい テム関連作業の範囲を考慮に入れた上で、包括的計 う結果になる可能性がある。これが原因で遅延が生 画を策定し、その実施状況を監視するとともに、そ じることがあり、認可に条件が含まれていれば、こ の結果を原子力規制委員会の幹部に報告すべきと のような遅延は回避されることになる。 考えている。 定期安全レビュー及び安全性の向上のための評価 9マネジメントシステムには、利害関係者の期待事項 1許認可取得者はその改訂した安全解析書の代わりに を考慮に入れるメカニズムを含めるようにし、当該 定期安全評価報告書を提出することが要求されて 情報を収集及び分析するための特定プロセスの開 いる。さらなる対策を施すべき自然災害やその他の 発にこれを反映させるべきである。利害関係者から 重要な課題が確認された場合には、許認可取得者は 収集した情報は、マネジメントシステムの継続的改 必要に応じて設置許可を変更するための申請を提 善を実現するための情報となる。原子力規制委員会 出することが義務付けられている(勧告 R11 を参 は、利害関係者から収集した期待事項を収集し、こ 照)。許認可取得者は、自身の調査の結果として、 れらに対処するための正式なプロセスを有してお 規制要件を遵守するために必要な最低限の対策以 らず、本件に関する調査も実施していなかった。 上の「自主的対策」と呼ばれる対策を明記しなけれ 10原子力規制委員会は、マネジメントシステム文書の ばならない。 階層構造の明確化、マネジメントシステム運用要領、 40 年超運転 プロセス全体のマップ、マネジメントプロセスや主 230 年を超える運転の高経年化に関するもの及び 40 要プロセス及び下位プロセスのリストの整備、プロ 年超運転に関するものの審査は原子力規制委員会 セスインターフェースの明確化、並びに全プロセス 内の同じグループによって実施されるとしている。 を対象とする関連文書の作成などを含め、自身のマ ただし、このグループは安全性の向上のための評価 ネジメントシステムを最終的に完成するために数 には関与していない。 多くの問題に依然として対処しなければならない。 3所見:許認可取得者は発電用原子炉施設の高経年化 11原子力規制委員会における安全文化の醸成がマネジ 対策を講じる必要があり、これに対して原子力規制 メントシステムによって適切に図られることを確 委員会は並行して行われる可能性のある 3 つの規 実なものとするには、組織内で具体的に講じるべき 制プロセス、つまり30 年以上運転されているプラ 措置を規定し、その実施状況を監視すべきである。 ントの保安規定の変更、毎定期施設検査後に提出さ 12統合マネジメントシステムの構築を完了させて、こ れる安全性の向上のための評価、40 年超の運転期 れを確実に実施するために、原子力規制委員会委員 間延長の認可において、その対策を確認している。 は、マネジメントシステム開発に特化した複数年計 原子力規制委員会は認可プロセスに重複があるこ 画の策定に着手し、その実施状況を定期的に審査す とを認識している。それぞれの規制プロセスの目的 ることによってこのプロジェクトに対する各自の にはいくつかの差異がある。 コミットメントを示しつつ、マネジメントシステム 4S7 提言:原子力規制委員会は、発電用原子炉施設 を実施するような戦略的アプローチを導入するこ の高経年化対策に係る 3 つの既存規制プロセスの とを検討すべきである。 インターフェース及び全体としての一貫性を改善 また、許認可プロセスについては、以下の指摘がある。 することを検討すべきである。 1原子力規制委員会の手法は原子力規制委員会の要求 東京電力福島第一原子力発電所事故の後に停止した発 を満たすように申請者に対してその申請を補正さ 電用原子炉施設の再稼働に先立つ新規制基準適合 せるものであるため、設置許可又は認可に条件を添 の許認可 - 357 - 5・現在進められている原子炉の新規制基準適合性申 請の審査に関しては、原子力規制委員会の決定が、 許可であれ不許可であれ、いつ行われるのかが明ら かになるよう、多くの利害関係者が、スケジュール が明確になることを望んでいる。 5.保全の重要度分類とオンラインメンテナンス 図5に保全の重要度分類を示す。故障が安全や運転継 続に直接関係するシステムや機器かどうか、メンテナン スが経済的な合理性があるかどうかで、4つの優先度に 分類されている。安全上重要なものは全体の15%しかなく、 また故障がプラントの安全性に直接影響もしないし、運 転継続にも影響しないものが、全体の67%を占める。新規 制基準で導入されたSA機器である、電源車や消防ポンプ が故障してもプラントの安全性や運転継続には影響しな い。事後保全として修理するか代替の機器を購入すれば 良い。しかし、従来のような規制の元では、深層防護第 4層の消防ポンプが故障するとLCO逸脱となり、プラン ト停止に追い込まれ兼ねない。事後保全で、安全上の影 響が無く、もっと重要な優先度1または2の保全・検査 に規制も事業者も人的なリソースを集中させる方がリス クは低減することを示す必要がある。 ジュール通りに高品位な保全活動が実施されている。これらを 可能とする、統合保全システムを導入し、随時立ち入りの検査 官の要求に応じていつでも閲覧できるようにしておく必要があ る。 Table 4 Comparison of Maintenance between USA and Japan 5.結 言 IAEAのIRRSの指摘に基づき、原子力規制が米国NRC のようなパフォーマンス検査に移行する。原子炉等規制 法も1年以内に改定される見込みで、検査制度の変革は 急峻である。分解点検と書類作りを中心とした旧来の保 全・検査から、状態監視保全や運転中保全を重視した保 全・検査制度へと移行するにあたり、全ての保全活動を 入力して分類し、プラントの保全状態をデータベース化 して可視化する統合保全システムの導入が必要である。 参考文献 [1] 日本原子力学会事故調査委員会編、「日本原子力学会 事故調査最終報告書」(2014.3)。 [2] 奈良林 直、杉山憲一郎、東日本大震災に伴う原 子力発電所の事故と災害~福島第一原子力発電 所の事故の要因分析と教訓~、原子力学会誌、 Vol.53、No.6 ,(2011)。 [3] 東京電力、「東北地方太平洋沖地震発生当時の福 島第一原子力発電所運転記録及び事故記録の分 Fig.5 Priority of Proactive Maintenance 析と影響評価について(概要)」(2011.5.23)。 [4] 宮野 廣、「福島第一原子力発電所の津波による 表4は、定期検査の期間と分解点検の周期に関する日米の比較 被災-今回の事故の遠因はどこにあるか?」日本 を示す。我が国は、定期検査期間が長く、全体の約8割の機器 保全学会・北海道大学シンポジウム」(2011.8.9)。 のメンテナンスが分解点検で実施されている。一方、米国では、 [5] 地震PSAの適用手順の整備と津波・地震起因火 約8割の機器がオンラインメンテナンスに移行したために、運 災PSA手法の高度化、平成19年度原子力安全基 転停止期間中の点検は2割しか無い。入念な計画をたててスケ 盤機構年報、PP。231-232(2007)。 - 358 -“ “IRRSの指摘を受けた我が国の検査制度の大改革と新時代の統合保全検査システム“ “奈良林 直,Tadashi NARABAYASHI,青木 孝行,Takayuki AOKI,文能 一成,Kazushige BUNO,川村 慎一,Shinichi KAWAMURA,林 司,Tsukasa HAYASHI,今野 隆博,Takahiro KONNO,森本 俊雄,Toshio MORIMOTO