平成 27 年度発電用原子炉等利用環境調査2016 年2月現在、米国では99...

平成27年度発電用原子炉等利用環境調査

（原子力発電所の継続的な安全性向上のための動向調査）

報告書

平成28年3月

一般財団法人日本エネルギー経済研究所

本書は、「平成27年度発電用原子炉等利用環境調査」として経済産業省から一般財団法人日本

エネルギー経済研究所が受託して実施した『原子力発電所の継続的な安全性向上のための動向調

査』の報告書である。

i

目次

はじめに ............................................................................................................................................................................. 1

第1章米国産業界の取り組み ................................................................................................................................. 2

1-1 原子力発電・規制体系の概要 .......................................................................................................................... 2

1-1-1 原子力発電の現状 .................................................................................................................................... 2

1-1-2 規制体系概要 ............................................................................................................................................ 4

1-2 TMI事故後の米国原子力産業界の取り組み.................................................................................................. 6

1-2-1 原子力運転事業者協会（INPO）の役割と活動 .................................................................................... 6

1-2-2 原子力エネルギー協会（NEI）の役割と活動 ..................................................................................... 11

1-2-3 原子力規制委員会（NRC）の活動に見る規制改革 ............................................................................ 12

1-2-4 電力研究所（EPRI）の役割と活動...................................................................................................... 19

1-2-5 業界横断的な取り組み ........................................................................................................................... 21

1-2-6 事象をめぐる産業界による改善の取り組み ........................................................................................ 27

1-3 米国原子力発電所の運転実績推移 ................................................................................................................ 33

第2章各国における既設炉の実績及び継続的な安全運転に向けた取り組み .................................................. 35

2-1 韓国 .................................................................................................................................................................. 35

2-1-1 原子力発電の現状 .................................................................................................................................. 35

2-1-2 規制体系概要 .......................................................................................................................................... 36

2-1-3 原因別停止時間実績推移 ....................................................................................................................... 36

2-1-4 安全性向上の取り組み ........................................................................................................................... 37

2-2 スイス .............................................................................................................................................................. 39

2-2-1 原子力発電の現状 .................................................................................................................................. 39

2-2-2 規制体系概要 .......................................................................................................................................... 39

2-2-3 原因別停止時間実績推移 ....................................................................................................................... 39

2-2-4 安全性向上の取り組み ........................................................................................................................... 40

2-3 フィンランド .................................................................................................................................................. 42

2-3-1 原子力発電の現状 .................................................................................................................................. 42

2-3-2 規制体系概要 .......................................................................................................................................... 42

2-3-3 原因別停止時間実績推移 ....................................................................................................................... 43

2-3-4 安全性向上の取り組み ........................................................................................................................... 43

2-4 フランス .......................................................................................................................................................... 45

2-4-1 原子力発電の現状 .................................................................................................................................. 45

2-4-2 規制体系概要 .......................................................................................................................................... 46

2-4-3 原因別停止時間実績推移 ....................................................................................................................... 47

2-4-4 安全性向上の取り組み ........................................................................................................................... 48

2-5 日本 .................................................................................................................................................................. 50

2-5-1 原子力発電の現状 .................................................................................................................................. 50

2-5-2 規制体系概要 .......................................................................................................................................... 51

2-5-3 原因別停止時間実績推移 ....................................................................................................................... 52

2-5-4 安全性向上の取り組み ........................................................................................................................... 52

2-6 各国の設備利用率及び運転実績の比較と分析 ............................................................................................. 55

第3章我が国の課題と取り組みに係る提言 ........................................................................................................ 57

3-1 米国における成功要因の分析 ........................................................................................................................ 57

ii

3-2 日本への示唆 .................................................................................................................................................. 59

Appendix Federation of American Scientists報告書（全文和訳） .................................................................. 63

iii

図目次

図 1-1 NRC組織図 ................................................................................................................................................ 5

図 1-2 EPRIにおけるリスク・安全マネジメント（RSM）研究体制 ........................................................... 20

図 1-3 福島事故を踏まえた米国原子力産業界の取り組み ............................................................................... 31

図 1-4 第1段階（Tier 1）の進捗状況（2015年11月時点） ........................................................................ 32

図 1-5 米国の原因別運転停止時間の推移 .......................................................................................................... 33

図 1-6 浸水するFort Calhoun発電所（2011年6月） .................................................................................. 34

図 2-1 韓国原子力安全・セキュリティ委員会（NSSC）組織図 .................................................................... 36

図 2-2 韓国の原子力発電所の原因別運転停止時間の推移 ............................................................................... 37

図 2-3 スイスの原子力発電所の原因別運転停止時間の推移 ........................................................................... 40

図 2-4 STUK組織図............................................................................................................................................ 43

図 2-5 フィンランドの原子力発電所の原因別運転停止時間の推移 ................................................................ 43

図 2-6 ASN組織図 .............................................................................................................................................. 47

図 2-7 フランスの原子力発電所の原因別運転停止時間の推移........................................................................ 48

図 2-8 NRA組織図 .............................................................................................................................................. 51

図 2-9 日本の原子力発電所の原因別停止時間実績の推移 ............................................................................... 52

図 2-10 新規制基準と事業者の安全対策例 ........................................................................................................ 54

図 2-11 各国の設備利用率の推移 ....................................................................................................................... 55

iv

表目次

表 1-1 米国の商業用原子炉一覧（BWR、運転中） ........................................................................................... 2

表 1-2 米国の商業用原子炉一覧（PWR、運転中） ........................................................................................... 3

表 1-3 米国の商業用原子炉一覧（建設中） ........................................................................................................ 4

表 1-4 NRCの規制改革に関連する主な委員会議事録 ..................................................................................... 14

表 1-5 第1段階（Tier 1）の概要 ...................................................................................................................... 31

表 2-1 韓国の商業用原子炉一覧（運転中） ...................................................................................................... 35

表 2-2 韓国の商業用原子炉一覧（建設中） ...................................................................................................... 35

表 2-3 スイスの商業用原子炉一覧（運転中） .................................................................................................. 39

表 2-4 フィンランドの商業用原子炉一覧（運転中） ....................................................................................... 42

表 2-5 フィンランドの商業用原子炉一覧（建設中） ....................................................................................... 42

表 2-6 フランスの商業用原子炉一覧（運転中） .............................................................................................. 45

表 2-7 フランスの商業用原子炉一覧（建設中） .............................................................................................. 46

表 2-8 日本の商業用原子炉一覧（運転中） ...................................................................................................... 50

表 2-9 日本の商業用原子炉一覧（建設中） ...................................................................................................... 51

1

はじめに

福島第一原子力発電所事故（以下、福島事故）によって、国民の間では原子力発電に対する不安感などが高ま

っている中、原子力政策を進めるに当たっては、政府や原子力事業者は、福島事故の発生を防げなかったことを

真摯に反省し、信頼を回復させるための取り組みを進めていく必要がある。

原子力発電所の再稼動については、エネルギー基本計画において、原子力規制委員会によって、新規制基準に

適合すると認められた場合には再稼働を進めるという方針を定めている。

これまでに、各事業者から16原子力発電所26基の適合性審査への申請がなされており（2016年3月17日現

在）、2015年 9月 10日には、九州電力川内原子力発電所 1号機が、新規制基準施行後初めて原子炉等規制法に

よる一連の確認プロセスを経て通常運転を開始するなど、およそ2年ぶりに原子力発電所が稼働することになっ

た。

既に再稼動した原子力発電所をはじめ、今後、新規制基準に適合すると認められ再稼働した原子力発電所につ

いて、継続的な安全性向上に努め、トラブルによる計画外停止などを減らし、安全に運転した実績を蓄積し、地

元住民を始めとした国民から幅広い信頼を得ていくことが重要である。

このため、1979年のThree Mile Island 2号機（TMI）事故後、原子力産業界を中心とした自主的な取り組み

などを積極的に行い、原子力規制組織ともよく対話を行い、計画外運転停止などを避けることにより高い設備利

用率を達成した米国の取り組みを中心に、海外の知見・経験を調査するとともに、現在、我が国において、どの

ような取り組みが必要なのか整理・分析する。

なお、2013年度に実施された「平成25年度発電用原子炉等利用環境調査（原子力利用に係る安全性向上のた

めの動向調査）」では、主に確率論的リスク評価（PRA）に関する事項について我が国や諸外国の動向を調査し、

実際に行われている活動の内容から、我が国の原子力に係る研究開発や人材育成等、将来の原子力利用のあり方

等に係る施策の企画・立案に資する提言を導くことに主眼が置かれた。一方、本調査においては、特に米国につ

いて、実際に行われている活動の内容のみでなく、その活動が行われるようになった契機や導入に至る経緯、さ

らには重要な役割を果たしたキーパーソン等に焦点を当て、それらを踏まえ我が国がどのようにして目指すべき

姿に向けて取り組んでいくべきかを考察する。

本報告書の構成は以下のとおりである。

第 1章では、米国産業界のTMI事故後の取り組みとして、原子力運転事業者協会（INPO）・原子力エネルギ

ー協会（NEI）・電力研究所（EPRI）といった産業界団体の役割や取り組みをレビューし、その取り組みがなぜ

なされたか、誰が主導したか等の背景を詳細に掘り下げる。併せて原子力規制機関である原子力規制委員会（NRC）

の規制基準の変遷や産業界との関わりにも焦点を当て、米国における成功要因を抽出する。

第 2 章では、豊富な原子力発電運転経験と高いパフォーマンス実績を有する米国以外の主要国について、

Chernobyl事故以降の産業界・規制機関の取り組みをレビューし、背景・要因を分析するとともに、高い設備利

用率維持のために取り組んでいること等を概観する。

第3章では、第1章・第2章における各国の取り組み経緯・背景を総括するとともに、今後のより安全かつ効

率的な原子力発電所運営に向け、我が国の関係者が目指すべき望ましい姿勢についての提言を試みる。

2

第1章米国産業界の取り組み

1-1 原子力発電・規制体系の概要

1-1-1 原子力発電の現状

2016年2月現在、米国では99基（104.2 GW）の原子炉が運転中である。また、5基（6.2 GW）が建設中で

ある。そのうち、テネシー川流域開発公社（Tennessee Valley Authority: TVA）が所有するTennessee州Watts

Bar 2号機は、2015年10月に運転認可を取得し、2015年11月より燃料装荷準備が開始され、燃料装荷が完了

した1（2016年2月現在）。計画中の原子炉は5基（6.3 GW）2となっており、Levy County 1, 2号機（AP1000）

とSouth Texas Project 3, 4号機（ABWR）は建設・運転一括認可（Combined construction and operating license:

COL）申請を原子力規制委員会（Nuclear Regulatory Commission: NRC）へそれぞれ提出している3。なお、

2016年2月、South Texas Project 3,4号機はCOLの発給を受けた4。

以下に米国における商業用原子炉一覧を示す。

表 1-1 米国の商業用原子炉一覧（BWR、運転中）

1 TVA, https://www.tva.gov/Newsroom/Watts-Bar-2-Project/Timeline 2 日本原子力産業協会「世界の原子力発電開発の動向2015年版」 3 NRC, http://www.nrc.gov/reactors/new-reactors/col.html 4 NRC, http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/news/2016/16-005.pdf

発電所炉型状況立地自治体出力

[Net, MW]

出力 [Gross, MW]

発電開始日

BROWNS FERRY-1 BWR Operational DECATUR 1101 1155 1973/10/15



BRUNSWICK-2 BWR Operational SOUTHPORT 920 960 1975/4/29

BRUNSWICK-1 BWR Operational SOUTHPORT 938 990 1976/12/4

CLINTON-1 BWR Operational HART TOWNSHIP 1065 1098 1987/4/24

COOPER BWR Operational BROWNVILLE 768 801 1974/5/10

DRESDEN-2 BWR Operational MORRIS 894 950 1970/4/13

DRESDEN-3 BWR Operational MORRIS 879 935 1971/7/22

DUANE ARNOLD-1 BWR Operational PALO 601 624 1974/5/19

FERMI-2 BWR Operational LAGOONA BEACH 1122 1198 1986/9/21

FITZPATRICK BWR Operational OSWEGO 813 849 1975/2/1

GRAND GULF-1 BWR Operational PORT GIBSON 1419 1500 1984/10/20

HATCH-1 BWR Operational BAXLEY 876 911 1974/11/11

HATCH-2 BWR Operational BAXLEY 883 921 1978/9/22

HOPE CREEK-1 BWR Operational SALEM 1172 1240 1986/8/1

LASALLE-1 BWR Operational MARSEILLES 1137 1207 1982/9/4

LASALLE-2 BWR Operational MARSEILLES 1140 1207 1984/4/20

LIMERICK-1 BWR Operational LIMERICK 1130 1194 1985/4/13

LIMERICK-2 BWR Operational LIMERICK 1134 1194 1989/9/1

MONTICELLO BWR Operational MONTICELLO 647 691 1971/3/5

NINE MILE POINT-1 BWR Operational SCRIBA 621 642 1969/11/9

NINE MILE POINT-2 BWR Operational SCRIBA 1276 1320 1987/8/8

OYSTER CREEK BWR Operational FORKED RIVER 619 652 1969/9/23

PEACH BOTTOM-2 BWR Operational YORK COUNTY 1125 1182 1974/2/18

PEACH BOTTOM-3 BWR Operational YORK COUNTY 1138 1182 1974/9/1

PERRY-1 BWR Operational PERRY 1256 1303 1986/12/19

PILGRIM-1 BWR Operational PLYMOUTH 677 711 1972/7/19

QUAD CITIES-1 BWR Operational CORDOVA 908 940 1972/4/12

QUAD CITIES-2 BWR Operational CORDOVA 911 940 1972/5/23

3

（出所）IAEA, Power Reactor Information Systemより（一財）日本エネルギー経済研究所作成

表 1-2 米国の商業用原子炉一覧（PWR、運転中）

RIVER BEND-1 BWR Operational ST.FRANCISVILLE 967 1016 1985/12/3

SUSQUEHANNA-1 BWR Operational SALEM 1257 1330 1982/11/16

SUSQUEHANNA-2 BWR Operational SALEM 1257 1330 1984/7/3

COLUMBIA BWR Operational BENTON 1107 1190 1984/5/27


[Net, MW]

出力 [Gross, MW]

発電開始日

ANO-1 PWR Operational POPE 836 903 1974/8/17

ANO-2 PWR Operational POPE 993 1065 1978/12/26

BEAVER VALLEY-1 PWR Operational SHIPPINGPORT 921 959 1976/6/14

BEAVER VALLEY-2 PWR Operational SHIPPINGPORT 904 958 1987/8/17

BRAIDWOOD-1 PWR Operational BRAIDWOOD 1194 1270 1987/7/12

BRAIDWOOD-2 PWR Operational BRAIDWOOD 1160 1230 1988/5/25

BYRON-1 PWR Operational BYRON 1164 1242 1985/3/1

BYRON-2 PWR Operational BYRON 1136 1210 1987/2/6

CALLAWAY-1 PWR Operational FULTON 1215 1275 1984/10/24

CALVERT CLIFFS-1 PWR Operational LUSBY 866 918 1975/1/3

CALVERT CLIFFS-2 PWR Operational LUSBY 850 911 1976/12/7

CATAWBA-1 PWR Operational YORK COUNTY 1146 1188 1985/1/22

CATAWBA-2 PWR Operational YORK COUNTY 1146 1188 1986/5/18

COMANCHE PEAK-1 PWR Operational GLEN ROSE 1209 1259 1990/4/24

COMANCHE PEAK-2 PWR Operational GLEN ROSE 1197 1250 1993/4/9

DAVIS BESSE-1 PWR Operational OTTAWA 894 925 1977/8/28

DIABLO CANYON-2 PWR Operational AVILA BEACH 1118 1197 1985/10/20

DIABLO CANYON-1 PWR Operational AVILA BEACH 1122 1197 1984/11/11

COOK-1 PWR Operational BRIDGMAN 1030 1100 1975/2/10

COOK-2 PWR Operational BRIDGMAN 1077 1151 1978/3/22

FARLEY-2 PWR Operational DOTHAN 883 928 1981/5/25

FARLEY-1 PWR Operational DOTHAN 874 918 1977/8/18

FORT CALHOUN-1 PWR Operational FORT CALHOUN 482 512 1973/8/25

ROBINSON-2 PWR Operational HARTSVILLE 741 780 1970/9/26

INDIAN POINT-2 PWR Operational BUCHANAN 1020 1067 1973/6/26

INDIAN POINT-3 PWR Operational BUCHANAN 1040 1085 1976/4/27

MCGUIRE-1 PWR Operational CORNELIUS 1158 1215 1981/9/12

MCGUIRE-2 PWR Operational CORNELIUS 1158 1215 1983/5/23

MILLSTONE-2 PWR Operational WATERFORD 869 918 1975/11/9

MILLSTONE-3 PWR Operational WATERFORD 1218 1280 1986/2/12

NORTH ANNA-1 PWR Operational MINERAL 943 990 1978/4/17

NORTH ANNA-2 PWR Operational MINERAL 943 1011 1980/8/25

OCONEE-3 PWR Operational OCONEE 846 891 1974/9/18



PALISADES PWR Operational SOUTH HAVEN 793 845 1971/12/31

PALO VERDE-1 PWR Operational WINTERSBURG 1311 1414 1985/6/10



POINT BEACH-2 PWR Operational TWO CREEKS 591 640 1972/8/2

POINT BEACH-1 PWR Operational TWO CREEKS 591 640 1970/11/6

PRAIRIE ISLAND-2 PWR Operational RED WING 518 560 1974/12/21

PRAIRIE ISLAND-1 PWR Operational RED WING 522 566 1973/12/4

GINNA PWR Operational ONTARIO 580 608 1969/12/2

SALEM-2 PWR Operational SALEM 1158 1200 1981/6/3

SALEM-1 PWR Operational SALEM 1168 1254 1976/12/25

4


表 1-3 米国の商業用原子炉一覧（建設中）


1-1-2 規制体系概要

（1）原子力規制委員会（NRC）

米国の原子力規制の枠組みは、「1954年原子力法」によって規定され、同法は核物質の民生・軍事利用に関す

る基本法となっている。民生利用に関して同法は、国内の核物質と原子力施設の利用の開発・規制について定め

ており、同法によって国による許認可制が整備された。

現行の原子力開発・規制体制では、エネルギー省（Department of Energy: DOE）が民生・軍事利用の原子力

開発を行う一方で、NRCが唯一の規制機関としての機能を果たしている。

NRCの前身である原子力委員会（Atomic Energy Commission: AEC）は、「1946年原子力法」で設置され、

原子力の利用促進と安全規制の両方を責務とする組織であった。その後、「1974年エネルギー機構再組織法」に

よってAECを改組する形でNRCが連邦政府の独立機関として設置された。NRCの活動目的は、放射線による

被害から公衆の健康と安全及び環境を守ることであり、主要な規制対象は、民生用の原子炉（商用原子炉と研究

用原子炉等）、核燃料サイクル施設、核物質（原子炉で利用される核物質、研究用・医療用・工業用核物質等）、

放射性廃棄物等である。NRCの主要な業務には以下のようなものが挙げられる。

原子炉（ウラン濃縮施設などその他の原子力施設を含む）新設の際の設計・立地・建設・運転の許認可

核物質の保有・利用・処理・輸出入の許認可

低レベル放射性廃棄物施設及び高レベル放射性廃棄物地層処分場の設計・立地・建設・閉鎖の許認可

既存原子炉の安全性に関する検査・運転許可の更新

独立した研究・データ・実験に基づく軽水炉の安全研究

原子力関連事故の事故調査、NRCの規則や基準の制定と施行

SEABROOK-1 PWR Operational SEABROOK 1246 1296 1990/5/29

SEQUOYAH-1 PWR Operational DAISY 1152 1221 1980/7/22

SEQUOYAH-2 PWR Operational DAISY 1125 1200 1981/12/23

HARRIS-1 PWR Operational NEW HILL 928 960 1987/1/19

SOUTH TEXAS-1 PWR Operational BAY CITY 1280 1354 1988/3/30

SOUTH TEXAS-2 PWR Operational BAY CITY 1280 1354 1989/4/11

ST. LUCIE-2 PWR Operational FORT PIERCE 987 1050 1983/6/13

ST. LUCIE-1 PWR Operational FORT PIERCE 982 1045 1976/5/7

SURRY-1 PWR Operational GRAVEL NECK 838 890 1972/7/4

SURRY-2 PWR Operational GRAVEL NECK 838 890 1973/3/10

THREE MILE ISLAND-1 PWR Operational DAUPHIN 819 880 1974/6/19

TURKEY POINT-3 PWR Operational FLORIDA CITY 802 829 1972/11/2

TURKEY POINT-4 PWR Operational FLORIDA CITY 802 829 1973/6/21

SUMMER-1 PWR Operational JENKINSVILLE 971 1006 1982/11/16

VOGTLE-1 PWR Operational WAYNESBORO 1150 1229 1987/3/27

VOGTLE-2 PWR Operational WAYNESBORO 1152 1229 1989/4/10

WATERFORD-3 PWR Operational TAFT 1168 1250 1985/3/18

WATTS BAR-1 PWR Operational SPRING CITY 1123 1210 1996/2/6

WOLF CREEK PWR Operational BURLINGTON 1195 1280 1985/6/12


[Net, MW]

出力 [Gross, MW]

発電開始日

SUMMER-2 PWR Under Construction JENKINSVILLE 1117 1250 -

SUMMER-3 PWR Under Construction JENKINSVILLE 1117 1250 -

VOGTLE-3 PWR Under Construction WAYNESBORO 1117 1250 -

VOGTLE-4 PWR Under Construction WAYNESBORO 1117 1250 -

WATTS BAR-2 PWR Under Construction SPRING CITY 1165 1218 -

5

NRCの委員会は、大統領が任命し、連邦議会上院が承認した5名の委員から構成されており、委員の任期は5

年間である。5 名の委員のうち、1 名が大統領によって委員長に任命され、同じ政党の委員は 3 名以内としなけ

ればならない。この委員会の下に諮問委員会、管理部門、運営部門が設置されている。運営部門には、NRC の

主要な規制機能を担う「局」が置かれている。以下に主な局を示す。

新規原子炉局（Office of New Reactors: NRO）：新規商業用原子炉の設計･立地･許認可・建設の安全管理

を行う。

核物質安全・保障措置局（Office of Nuclear Material Safety and Safeguards: NMSS）：商業用原子炉で

使用される燃料の製造から保存、輸送、使用済み燃料の廃棄までの規制を行う。

原子炉規制局（Office of Nuclear Reactor Regulation: NRR）：既存の商業用原子炉・研究用原子炉・実験

炉の運転に関わるすべての許認可、検査を担当する。

原子力規制研究局（Office of Nuclear Regulatory Research: RES）：安全性に関する問題の解決のため、

独立した専門家の知見や情報の提供を実施。技術的な規制や基準を策定し、原子力発電所の運転等の安全

に係る情報を分析、普及を行っている。

核セキュリティ・事故対応局（Office of Nuclear Security and Incident Response: NSIR）：原子力施設等

の安全政策を監視し、安全保障について他の連邦機関との連絡を行い、緊急時対応や事故対応を担当する。

地方支局（Regional Offices）：各地区（Philadelphia、Atlanta、Chicago、Arlingtonの4つ）で原子炉

の検査や執行、許認可、緊急時対応等を担当する。

NRCの組織図を以下に示す。

図 1-1 NRC組織図

（出所）NRCホームページより（一財）日本エネルギー経済研究所作成

委員委員委員委員

副運営総局長（核物質・廃棄物・研究・州・部族・遵守・管理

・人材計画担当）

新規原子炉局

核セキュリティ・事故対応局

第1地区（フィラデルフィア）

第3地区（シカゴ）

第4地区（アーリントン）

原子力規制研究局

執行局

核物質安全・保障措置局

検査局

第2地区（アトランタ）

広報担当局

議会担当局

主席財務官

委員長

運営総局長

副運営総局長（原子炉・対応計画担当）

管理局

人事局

小企業・人権局

主席情報官運営補佐官

原子炉規制局

監察総監

委員会

原子力安全許認可協議パネル

上訴委員会

法律顧問

国際計画局

秘書局

原子炉安全諮問委員会

6

（2）原子力学会（ANS）5

原子力学会（American Nuclear Society: ANS）は、原子力科学技術に対する意識・理解の向上を中心目的に

据えている非営利の国際科学・教育機関である。40 カ国の 1,600 を超える企業・教育機関・政府機関等出身の

11,000 人の会員が在籍しており、20 の委員会、19 の専門部署、32の地域セクション、35 の教育セクションを

有している。また、30を超える米国外の原子力学会と提携している。拠点は 1977年から Illinois州のラ・グレ

ンジ・パーク（La Grange Park）に置かれており、50人のスタッフが在籍している。運営は会員の選挙で選ば

れた理事会が行っている。

ANSの設立は1954年に遡る。1953年、Eisenhower大統領の「Atoms for Peace演説を契機に、民生原子力

科学技術の発展を目的とする国際的組織の設立が提案された。当時、既に原子力に関連する多くの組織・部署が

あったが、知識共有の場が必要となっていた。そうした要請から、ANS は非営利の国際科学・教育機関として

1954 年 12 月に設立された。1960 年代には原子力発電所の建設や様々な用途での原子力技術の利用を背景とし

て急速に拡大。1970年代にはより国際志向となり、アウトリーチ活動も正式に開始。1980年代には発電所の新

設が落ち着いたことから発電所の運転や廃棄物管理に重点を置くようになり、1990年代以降は産業界との連携強

化とともに、戦略プランの策定等、活動の見える化を進めている。

ANSは、研究・教育等と合わせて基準（standard）の策定も行っている。ANSには基準の策定を行う基準委

員会（standards committees）が存在。同委員会には、自らの経験やノウハウを提供し、重要な技術文書が産業

界における必要性に即して作成されているかどうかチェックする 100 人近くのボランティアが関わっている。

ANSの策定する基準は、他の多くの組織・業界の基準と同様、設計・製造・運転に対する要求を規定した文書で

あり、設備の物理的・機能的な要件、安全上の適用及びその組み合わせを規定している。これらは産業界の自主

的な基準として定められるものであるが、州・連邦の基準として採用されることも多い。ANSは、創立以来150

近くの異なる基準と、そこから派生した多くの基準の承認を得ており、NRC 等の基準策定における根拠整備の

役割を果たしている。

1-2 TMI事故後の米国原子力産業界の取り組み

1979 年の TMI 事故以降、米国の原子力産業界は、安全性及びパフォーマンスの向上に精力的に取り組んだ。

その結果、例えば、以前（TMI 事故当時）は 60%以下だった設備利用率が、現在では 90%以上まで上昇してい

る。また、米国の大半の原子炉において行われた出力向上により、原子炉7基分を新たに併入したのと同様の効

果が得られている。1年間の燃料交換停止日数は、1980年代にはおよそ78日程度だったものが、現在ではわず

か20日程度と大幅に短縮している。

このように、米国原子力産業界は安全性及びパフォーマンスの向上を果たしているが、原子力産業界を変えた

のは1つの組織・機関ではなく、複数のプレイヤーが1つのチームとして努力した結果、もしくは、少なくとも

自らの役割を適切に果たした結果である。発電所の安全性について最前線で責任を負う事業者自身の努力があっ

たことは勿論であるが、安全性及びパフォーマンスの向上に貢献した主なプレイヤーとして、以下が挙げられる。

・原子力運転事業者協会（INPO）：原子力産業界の独立した自己規制機関として貢献。

・原子力エネルギー協会（NEI）：政策決定及び政府へのロビー活動において原子力産業界を代表。

・原子力規制委員会（NRC）：独立規制機関として機能。

・電力研究所（EPRI）：研究開発や戦略的リスク分析を通じて事業者を支援。

以下では、こうしたプレイヤーの役割や活動等について述べる。

1-2-1 原子力運転事業者協会（INPO）の役割と活動

1970年代から80年代にかけて、米国の原子力発電所の多くでは運転保守に関わる作業の品質が低く、頻繁に

不具合を起こして計画外停止し、また計画停止時の作業にも時間を要していたため、全米平均の設備利用率は

5 http://www.ans.org/

7

60%台にとどまっていた。その後、業界大での作業品質の大幅向上が進み、運転実績が改善されるとともに、実

績に基づいた規制を含む運転保守の合理化が実現されて、2000 年以降、継続的に 90%超の高い設備利用率が達

成されている。こうした成功の最も大きな要因の一つとして、TMI事故を受けて、高い安全性・信頼性実現のた

めの全米大の事業者団体として発足した原子力運転事業者協会（Institute of Nuclear Power Operation: INPO）

の活動が有効に機能したことが挙げられる。本項では、INPOの設立経緯・活動内容・成功の背景等について紹

介する。

【組織概要】

現在の INPOの組織概要は以下のとおり。

・Atlantaに本拠を置く非営利団体

・従業員：プロパー388名、出向者66名

・予算：1億1,250万ドル（2014年度）

・参加者：米国内運転会社25社、海外参加会社26社、サプライヤ参加会社28社

・意思決定機関：最高責任者（CEO）12名からなる理事会

【設立経緯】

1979年3月に発生したTMI事故以前、米国の原子力発電事業者（運転者）は多くの問題を抱えていた。その

1 つとして、急速に原子炉の基数が増えたために、発電現場が放射線についてよく認識しておらず、火力も原子

力も同じようなものと考えがちであり、経営陣も従来どおり発電量とセールスに気を配るのみで、安全性や信頼

性の確保に責任があるという意識が低かったことが挙げられる。即ち、従来どおり「発電所は目一杯動かして壊

れてから直すものだ」という風潮が多くみられ、「火力と異なり原子力では予防保全が重要」という考えは育って

いなかった。このため、発電現場には、高い安全性や信頼性を追及するために作業品質を向上するという姿勢は

なく、一種の過信があり、「とりあえずNRCが定めた規則を守り、基準をクリアしていれば良い」と考えられて

いた。したがって、業界内外の良好事例や不具合例に学ぶことはほとんどなかった。

TMIで起こったような加圧器逃し弁開固着の先行事例は複数あった。例えば、Ohio州のDavis Besse原子力

発電所で同様の過渡事象が発生していた。同事象では、電動弁の逃がし弁に問題があったが、状況を把握した運

転員が運転を止めることができ、大事には至らなかった。しかしながら、情報共有がされなかったため、それを

TMI事故の防止につなげることはできなかった。TMIの運転員がこうした事例を学んでいれば、不用意にECCS

を停止することはなく、事故は拡大しなかったものと考えられる。

一方、当時の NRC の規制にも問題があった。即ち、機器やエンジニアリングシステム等、技術上の不具合を

チェックして是正するための規則・基準は十分に作られていたが、規則・基準の遵守を徹底するための事業者・

運転者内の機構やマネジメント（ソフトウェアの品質保証）も重要であるとの認識は低く、これをチェックする

規制・システムはあまり考えられていなかった。このため、単に NRC の規則を守り、基準をクリアするだけで

は高い作業品質を達成することにはつながらなかった。TMI事故後、NRCはこの部分の重要性を認めたが、INPO

ができたため自らは介入しなかった。現在は、INPOが発電所作業員の教育訓練の充実、マネジメントの強化等

の活動とその結果の評価を担っている。

TMI事故後、調査のためにCarter,大統領の指示で設置されたKemmeny委員会が、原子力発電産業界に対し

て以下の勧告を行った。

・原子力発電産業界は、管理・品質保証・運転手順及びプラクティスに関する事柄を含む適切な安全基準を定義

し、独立評価を実施するプログラムを作成すべきである。

・全原子力発電所の運転経験の体系的収集・レビュー・分析と産業界全体での国際的コミュニケーションネット

ワークとの協働により、これらの情報を関連組織へ迅速に伝達すべきである。

これらの勧告への対応として、1979年12月に、原子力発電所を建設または運転していた米国内の電力会社に

8

よって、INPOが設立された。そして、原子力産業界は、INPOに「商用原子力発電所の運転における最高レベ

ルの安全性と信頼性の推進、即ち、エクセレンスの推進」を使命として与えた。その後、1980年代後半から米国

内の電力会社以外の組織（アーキテクト・エンジニア 14 社及び米国外の電力会社（フランス、ドイツ、英国、

スペイン、ベルギー、スロベニア、南アフリカ、カナダ、メキシコ、ブラジル、韓国、台湾、日本））も準会員と

して参加するようになった。

INPOが設立された背景の1つとして、TMI事故を契機に、NRCが機構やマネジメントのチェックに介入し

てくる恐れが生じたため、自らそれを行うことで介入防止を図ったことが挙げられる。もう1つには、TMIのよ

うな事故の再発は容認できないとの認識のもとに、これを防止する手段として、業界全体の底上げを図り、成績

不良の会社・プラントをなくしていく必要性を認めたことも挙げられる。

組織の特長として、事業者やメーカの出身者ではなく、海軍の原子力部隊の要員がメンバーの核として採用さ

れたことが挙げられる。海軍では、創設者の Rickover 提督の主導で、常により高い安全性と信頼性を追求する

文化が確立されていた。

【設立当初の課題】

設立当初、INPOは様々な課題に直面していた。まず、信頼される組織になるという課題である。当時、多く

の電力会社は、自らは変える必要がない、TMI事故はMetropolitan Edison社の問題だと考えており、自主規制

をこれ以上増やす必要はないと考えていた。しかし、何人かの業界のリーダー、例えばDuke Power社のBill Lee

氏、あるいはJames O’connor氏、Commonwealth Edison社の幹部等は、原子力業界が生き残るためには INPO

が必要であると理解していた。

また、INPOは、その存在によって発電所のパフォーマンスが上がることを示す必要があった。それによって

業界のリーダーから信頼され、サポートを得ることが重要であった。また、優秀・有能なスタッフ、即ち、経験

及び技術的な能力を有し、問題を理解でき、適切にそれを説明できる人材が必要だった。しかしながら、当初、

電力会社は優秀な人材を送りたがらなかった。一部の電力会社は、キャリアの最後を迎えた人材、あるいは雇っ

たばかりの人材を送り込んだ。そのため、INPO は、電力会社の CEO に対して優秀な人材を送るよう要求し、

その後、優秀な人材が送られるようになった。それは、電力会社が、INPOに送った人材が、INPOにおいて有

益な知識を得て戻ってくることを理解したためである。

続いて、INPOは、正式なプログラム・プロセスを確立するとともに、正しい措置を導入する必要があった。

進捗を示してパフォーマンスを区別する、その差を明らかにすることが求められた。パイロットの評価を最初に

行ったのが1980年初頭であり、同年の秋に全面的な評価を行うようになった。現在は20～25名であるが、当時

は約 9 名の評価者によって評価チームは構成されており、INPO 本体に所属するスキルの高い評価者、出向者、

そして3週間の評価期間だけチームに加わる別の電力会社の社員という、立場の違う者が3分の1ずつ参加して

いた。評価開始当初はチェックリストのようなものだったが、それでは規制当局と同じであるという考えから、

パフォーマンスベースの評価に変更した。大半の時間は、現場、例えば中央制御室にいる運転員、あるいは保全

の作業員が行っている仕事等の観察に時間を割くようにした。

INPO の信頼性が高まるようになったのは、評価開始から 3、4 年程度経過した後のことである。主任原子炉

運転員に評価のピア・レビューに加わってもらうことによって、信頼性・信憑性が高まった。83年には、パフォ

ーマンス評価のプロセスを開発した。INPOはプラントの評価を自ら行うことには消極的であったが、理事会が

要請した。当初は、中位・平均以上・平均以下の3つの評価が与えられていた。発電所の参加・コミットメント

に基づき、INPO のマネジメントの判断を加えて評価を行った。このランキングシステムは、組織が CEO・メ

ンバーに対する説明責任を負う点において重要な役割を果たすようになり、パフォーマンスの改善を刺激するこ

とにもなった。

85年までには、この評価プロセスは1が最も優秀、5が最も低位という5段階の評価になった。また、INPO

は業界のパフォーマンスに関して5年間の目標を導入した。さらに、INPOはパフォーマンスに関する指標をこ

れまで数多く開発してきた。（詳細は後述）

9

INPO設立当初、NRCとの関係には難しいものがあった。INPOは、パフォーマンスのレベルとしてNRCの

要件を上回るものを求めたため、NRCとの間で緊張が高まった。INPOとしては、あまりにも細かくNRCが規

定すると、エクセレンスではなく本当に「規制を守るだけ」になることを恐れていた。しかしながら、現在では、

両者は覚書を結び、毎年1回上級役員のトップレベルのミーティングを開いて議論する等、独立性は保ちつつも

互いに補完し合うような良好な関係を構築している。

【主な活動】

INPOの主な活動は次の2つである。

（a）パフォーマンス評価

INPOは原子力発電所の安全性やパフォーマンスの向上に焦点を当てており、発電所の運転における人的信頼

性を改善するために設計された、人材パフォーマンス評価システム（Human Performance Evaluation System:

HPES）の実施や、発電所ごとのパフォーマンス指標の記録の比較等を行っている。INPO の査察チームが定期

的に発電所を訪問し、それぞれの発電所で利用されている運転プロセスを評価・順位付けする。この順位はプラ

ントの所有者や運転者と共有され、最も良い事例が推奨される。さらに、INPOは発電所の評価と順位を、全て

の原子力発電所の CEO が集まる年次会合の場で発表しており、この会合が安全性と運転効率を向上させる仲間

内での圧力を与えている。

（b）情報分析・提供

INPO は、NRC に提出される事故故障レポートとは別に、独自の情報収集システムを運用している。これは

各サイトの O&M とつながっており、ここで集めた情報が全米大の機器故障率データベースの基となる。また、

不具合情報を分析して対策を立てるスタッフも充実しており、結果を各社に伝えて徹底する体制も確立され、機

能している。

また、INPO には、世界全体の運転経験を集める専門の部隊がある。米国の発電所では年間 70 件程度、世界

全体では年間7,000件程度がデータベースに蓄積される。そうした形でデータを集めたうえで、業界に対して情

報を提供している。

INPOは、日頃から、対象とする技術・業務項目を明示して論理的・定量的なクライテリアを設定し、良好な

パフォーマンス達成に必要となるタスクのガイドラインを与え、より良いパフォーマンスの達成に役立つ良好事

例を紹介している。また、さらなる支援を行う部門もある。業界の協力のもと、小さな問題から非常に大きな問

題まで、発電所が必要としている支援を提供しており、このチームの一部には、アウトライヤーと呼ばれる例外

的に非常にパフォーマンスが低いプラントの支援に注力しているグループもある。

後述するとおり、INPOは、毎年の総会に各社のCEOの出席を求め、そこでパフォーマンス評価結果（順位）

を発表することにしている。この総会により、原子力発電所のCEOはピア・プレッシャー（Peer Pressure）を

受けており、INPOの方針が経営方針に反映されるようになっている。また、INPOからは実際に役立つ情報や

データが現場に提供されており、リスク情報を活用した、安全評価に不可欠なデータベースの整備には、会社の

垣根を越えた情報収集システムが必要なこと等も認知されている。

【開発した指標】

INPOは安全性と原子力発電所のパフォーマンスの向上に焦点を当てている。主な技術に、原子力発電所の運

転における人間信頼性（human reliability）向上のために設計されたHuman Performance Evaluation System

（HPES）がある。もう１つの主な理論に、発電所のパフォーマンス指標の変化を記録し、発電所間で比較する

というものがある。INPOの監視チームは、個々の発電所で使用されている運転手順を評価し、ランク付けする

ために、定期的に原子力発電所を訪問している。INPOは、そうしたランク付けを発電所の所有者や運転者と共

有し、ベストプラクティスに向けた勧告を実施している。さらに、INPO は全ての原子力発電所の CEO を集め

た会議を毎年開催し、発電所のパフォーマンスのランク付けについて議論している。この会議はピア・プレッシ

10

ャーを安全性と運転効率の向上に役立てることに貢献している。

【成功の背景】

INPO の活動が有効に機能した背景には、（1）CEO の参加、（2）原子力安全への着目、（3）適切な出向人事

による原子力産業界の強い支援、（4）説明責任、（5）独立性、という5つのポイントがある。INPOによる安全

性や運転効率の向上に向けた勧告は、CEOレベルで伝えられ要求されるため、実効性が高い。年次会合へのCEO

の参加は強制となっている。

安全とプラントの信頼性及びパフォーマンスは一体のものであり、原則は規則遵守だけではなく高みを目指す

ことである。その結果、プラントの所有者や運転者は単なる規制遵守の枠組みを超え、「原子力安全の優等生」を

目指して非常に努力することとなる。前述のとおり、INPO設立当初は、事業者が自ら高い安全性・信頼性を追

及すべきであるという INPO の方針はなかなか受け入れられず、依然として「NRC の言うことを聞いておけば

十分」とする会社も多かった。しかし、毎年の総会に各社の CEO の出席を求め、そこでパフォーマンス評価結

果（順位）を発表することにしたところ、ピア・プレッシャーを受け、また INPOの活動に応えてパフォーマン

スを上げていかなければならないという考え方が経営陣の間で広がり、INPOの方針が経営方針に反映されてい

った。また、実際に役立つ情報やデータが現場に提供されていることや、リスク情報を活用した、安全評価に不

可欠なデータベースの整備には、会社の垣根を越えた情報収集システムが必要なこと等も認知されていった。

INPOの評価手法や意思決定に関する基準策定には、産業界が関与することができるため、産業界からの支持

も高い。INPO発足当時は優秀な人材を INPOに送り込むことに消極的だった電力会社であったが、INPO経営

陣は、電力会社幹部に「INPOを統制しているのは誰か（他ならぬ産業界、あなた方ではないか）」と問い続け、

産業界の代弁者として電力職員を INPOに送り込ませた。

INPOは組織計画（Institutional Plan）に基づき、1991年までに発電所で累計502の検査、本社で規定等の

検査を141回実施した。INPOの検査チームの一人、Ralph Gayneは「INPOはただああしろこうしろと命じる

だけの組織だ、と当初は思っていたが、検査に3週間従事して本当の役割が理解できた」と言っている。本当の

役割とは、産業界目線で、一緒に原子力事業に関わる仲間として、プラント運営をレビューすることである。

更にそのようなピア・レビューを重ねる過程で、多くの発電所員は実は他プラントを見る機会がないことも分

かってきた。前述のとおり INPOには電力からの出向者もいるが、1991年時点でその出向者の割合は INPO全

体の 7分の 1になっており、彼らは 1～2年の出向期間中、Atlantaの INPO本部で基準策定や検査方法評価や

事故解析に従事する中で、自社とは違った INPO流のアプローチを習得していた。このことを当時Edison社の

原子力副本部長だったStephen Bramは「自社の縛りを超えた広い視点で、基準が業界にどう適用されているの

かを見る目を電力社員が養うことが出来たことが、この出向制度の利点である」と述べている。実際、多くの出

向経験者が「INPOに行ってピア・レビューを経験するまでは、どこのプラントでも一緒だろうと漠然と考えて

いたが、INPOでは毎日が新しいことの連続で、多くを学ばせて頂いた」と言っている。その逆に、INPO職員

が電力に出向する仕組みもあり、その両方により、産業界に INPOの位置づけが浸透し、業界としての連帯感が

醸成されていった。

さらに、INPOのピア・レビューは、上級経営幹部（senior executive）レベルで行われ、その報告書は一般に

公開されない。公開されないため、INPOは率直に問題を指摘し、適切な対応を要求することができる。時には、

INPOの指摘はプラントの停止につながることもある。当初、INPOは全てを一般に公開すべきと考えていたが、

その場合、報告書の内容が外交文書のようになり、率直な評価を記載できなくなるとして、INPOは方針を改め

た。一方、NRCは全てを公開しているが、NRCに安全性の懸念が問題として採り上げられる前に、INPOは産

業界の自己規制機関として適切な行動をとることができる。発電所で問題点の改善が見られない場合は、INPO

は所有者や運転者の取締役会へ幹部の交代を勧告することもできる。さらに、INPOの順位付けは発電所の保険

料へ影響を持つ（1の評価を得た発電所は、原子力発電共済保険（NEIL）の保険料が値引きされる）ため、非常

に重要視される。

11

CEO が集まる年次会合は、「恥による管理」（全員の前で全ての発電所の順位が 1 位から順に発表される）が

されていると言え、これは各発電所（各 CEO）にとって非常に有効なドライバーとなっている。この手法は競

争的であると同時に、どこかで事故が起きた場合には産業界全体に悪影響が出ると各CEOが認識しているため、

協力的なものでもある。

このようにして、INPO の活動は業界内のみならず、NRC を含めて高く認識され、定着している。今のとこ

ろは、INPOの活動のためにコストが過大になるとの批判もない。現在、業界内では、INPOのPlant Evaluation

はNRCの審査・検査より権威が高いものと考えられている。なお、INPOの活動が非公開であることに対して、

Ralph Naderらが公開を求めて訴訟を起こしたが、最高裁は、非公開であることが高い安全性の達成に役立って

いるとの判断を示した（1993年）。INPOと業界の意向を受けた対外的な活動は、現在は、1994年に設立された

原子力エネルギー協会（Nuclear Energy Institute: NEI）が行っている。

1-2-2 原子力エネルギー協会（NEI）の役割と活動

【設立経緯】

TMI事故を踏まえて1986年8月にまとめられた「シリンレポート（“Leadership in Achieving Operational

Excellence ―The Challenge for all Nuclear Utilities: A Report to the U. S. Nuclear Utility Industry”）」におけ

る提言を踏まえ、NEI は産業界を代表する組織として、1994 年の原子力産業界組織の再編により設立された。

前身組織には、一般的な規制・技術的問題を取り扱う原子力管理人材協議会（Nuclear Utility Management and

Resources Council: NUMARC）、全国的な広報活動を実施する米国エネルギー啓発委員会（U.S. Council for

Energy Awareness: USCEA）、政府関係対応・議会のロビー活動を行う米国原子力エネルギー協議会（American

Nuclear Energy Council: ANEC）、使用済燃料管理や燃料供給、原子力の経済性に関する問題を管轄していたエ

ジソン電気協会（Edison Electric Institute: EEI）の原子力部門という4つの組織が含まれている6。この産業界

組織の再編によって、連邦議会や規制機関、市民に対する原子力業界の情報発信やコミュニケーション、政策・

規制に関する提言等について、業界が資源を効率的に投入することができるようになったと言える。2016 年 2

月現在、17カ国350以上の組織がNEIに加盟している7。

NEIの設立にあたっては、1994年にNEI設立委員会が独立経営コンサルティング企業であるTowers Perrin

社にNEIとNRCとの関係を調査する委託調査を依頼し、同社が「ぺリンレポート（“Nuclear Regulatory Review

Study, Final Report”）」を発表している。設立から現在に至るまでNEIは「米国のエネルギー、環境、経済的な

目標を達成するため、原子力エネルギーと原子力技術の継続的で安全な利用と開発を促進すること」を目的とし

て掲げており、原子力発電所の安全な運転と安全な運転に対する市民の信頼を確保するには、NRCとNRCの規

制プロセスが重要な役割を担っているとする。そこでNEI設立委員会は、原子力産業界とNRCの目的は緊密に

関係しているとして、ぺリンレポートを通じてNRCと原子力事業者間の regulatory interfacesを客観的に評価

し、NRCに対して規制要件や規制プロセスの改善を提案している。

【役割と活動】

前述のとおり、NEI の目的は、「米国のエネルギー、環境、経済的な目標を達成するため、原子力エネルギー

と原子力技術の継続的で安全な利用と開発を促進すること」である。そのために、NEIは主として以下のような

活動を行っている。①加盟組織の参加を得て、産業界にとって重要な法律・規制上の問題に関する方針を定める。

②産業界の統一見解をとりまとめ、連邦議会や行政組織、連邦規制機関、国際機関等に対して働きかけを行う。

③産業界に関する技術的、ビジネス上の課題を解決するためのフォーラムを提供する。④原子力産業に関する正

確且つタイムリーな情報を、加盟組織や政策決定者、メディア、市民に対して提供する8。

6 NEI, http://www.nei.org/About-NEI/History 7 加盟組織には、原子力事業者、プラント設計会社、建築・エンジニアリング企業、燃料供給・サービス企業、コンサルティングサ

ービス会社、製造企業、核医学や核の産業応用、放射性核種、放射性医薬に関連する企業、大学、研究機関、法律事務所、労働組合、

国際的な電力会社が含まれる。http://www.nei.org/About-NEI/Membership 8 NEI, http://www.nei.org/About-NEI/Mission-Activities

12

なお、NEIが代表する原子力産業には、以下のものが含まれている。商業発電、核医学、食品加工・農業応用、

産業・製造業応用、ウラン採掘・加工、核燃料・放射性物質製造業、放射性物質輸送、放射性廃棄物管理。

NEIが掲げる原子力の将来に関する目標は、米国の商業用原子力業界が短期的には競争力を向上し、長期的に

は確かな未来を実現する政策が確実に実施されるようにすることである。過去2年間、NEIは、IHS Energyが

実施した燃料及び技術の多様性評価に関する主要な研究への支援に貢献した。その研究の報告書は、政界のリー

ダーや選挙で選出された役人の取りまとめ、シンクタンクにおける分析及び金融業界において、信頼性が高く炭

酸ガス排出の無い電力の供給源としての原子力の役割を強調することに利用された。加えて、NEIはDOEによ

る4年毎のエネルギー見直しにおいて、米国の電力供給における原子力の重要性に関するコメントや勧告を提出

している。さらに最近では、NEIは環境保護庁が提案した炭酸ガス排出削減に関するルールに対してコメントを

提出している。NEI は同庁に対して、“既設炉や建設中の原子力発電所の対する手当てには重大な欠陥があると

述べ、提案中のルールに対して、電力セクターでの炭酸ガス排出削減における原子力の役割が適切に認識される

ような変更案を提示している。”

NEI は、一般市民及び政策担当者の、原子力に関するより強固な信念を反映し、連邦及び州レベルにおいて、

原子力に対する持続的かつ超党派の政治的支援を実現することを政治的目標としている。2015会計年度において、

NEIは、Obama政権の要求によってNEIのメンバーが負担する可能性のあった9億ドルもの支出を、連邦政府

へのロビー活動によって回避することに成功している。特に、Obama政権の予算案では、Yucca Mountain計画

の難航により延期されていた放射性廃棄物基金に対して、原子力業界が 7.5 億ドルもの資金を拠出することとさ

れていた。NEI はまた、DOE のガス拡散法ウラン濃縮施設の廃止に係る除染及び廃止措置税の評価を回避して

いる。

1-2-3 原子力規制委員会（NRC）の活動に見る規制改革

NRCと事業者は、1975年から確率論的リスク評価（Probabilistic Risk Assessment: PRA）に関する知識と

経験を進歩させてきており、これらの知見を踏まえて、NRC は「リスクインフォームド（リスク情報を活用し

た）」そして究極的には「パフォーマンスベース」のアプローチを実施することを決定した9。PRAが原子炉安全

研究に最初に適用されたのは、1975年のWASH-1400研究（別名：Rasmussen報告書、原子炉安全性研究）で

ある。Massachusetts工科大学のNorman Rasmussen教授が研究チームを率い、約40名の工学者、科学者、

リスク分析者が参加して、約 3 年の年月をかけて研究を完了した。この研究プロジェクトの開始にあたっては、

1972年に John O. Pastore上院議員（上下両院合同原子力委員会委員長）が当時の原子力委員会委員長である

James Schlesinger氏に書簡を送付し、支援している。

しかしながら、当時のNRCはPRAの採用に反対であった。当時はAECが改組されてNRCが設立された直

後であり、NRC委員やスタッフは伝統的な「設計基準事故（Design Basis Accidents: DBA）の決定論的評価」

に依拠する傾向があったのである。しかし、TMI事故がNRCにとって“wake up call”となり、事故後に設置

された Kemmeny 委員会でも PRA に対する受容性は高かった。NRC の取り組みと並行して、いくつかの事業

者は 1980 年代初めから半ばの間に、発電所の出力向上を進め、地元住民にリスクの特徴を説明する上で利用す

るため、自ら PRA を完了させていた。産業界も Rasmussen 報告書の示唆を確認する調査を実施しており、調

査の多くはPRAエンジニアやコンサルタントが所属するコンサルティング会社のPickard, Lowe, and Garrick

社が担当した。1986年には、NRC原子炉安全諮問委員会が、PRAをどのように規制に適用するかに関する公開

討論を正式に開始し、この動きは同年 NRC が初めて、DBA 分析と PRA を合わせて利用することをとおして

“How safe is safe enough”を定義することにつながった10。

一方で「プログラム成果の達成に係る連邦行政機関の説明責任遂行能力（アカウンタビリティ）を制度的に確

保することにより、連邦政府の自立的対処能力に対する米国国民の信頼度を向上させること」を目的とする「政

府業績成果法（Government Performance and Results Act: GPRA）」が1993年に施行されている。GPRAの目

9 NRC, http://www.nrc.gov/about-nrc/regulatory/risk-informed/history.html#HistoricalSummary 10 “How safe is safe enough?” が最初に学術的な意味で定義され用いられたのは、1-2-5（2）リスク情報を活用した規制（RIR）及び

原子炉監視プロセス（ROP）に係る産業界の見解にて後述するとおり、1978年である。

13

的達成のため、連邦行政機関は、中長期の戦略を示す戦略計画（Strategic Plan）、毎年の業績目標を示す年次業

績計画（Annual Performance Plan）、毎年の業績達成度を示す年次業績報告書（Annual Performance Report）

を議会や行政管理予算局（Office of Management and Budget: OMB）と協議して策定し、年次業績計画と年次

業績報告書は議会への提出が義務付けられた。GPRAへの対応として策定されたNRCの戦略計画では、リスク

情報を活用し、パフォーマンスベースの規制へ向かうことが示され、結果として、新たな規制には、規制活動の

効率性に焦点を当てたパフォーマンスベースの代替案が検討されることとなった。

産業界においてPRAの利用が十分に確立されたことを踏まえ、1995年8月に施行された「PRA政策声明（PRA

Policy Statement）」は、PRAの利用拡大を通じたリスク情報を活用した規制の実施に対するNRCのコミット

メントを形にしたものである。しかし同時に、深層防護政策は認可発給や規制に関する意思決定において依然と

して重要な要素であると、NRCは明確に指摘している。また、NRCにとって、事業者がPRA を活用すること

の最大の利益は、原子炉の運転や安全システムに関わるすべての仮説を記録するよう事業者に要請できることで

あるとの指摘もある。

1998年、NRCは原子力発電所の認可基準をリスク情報を活用した内容へ変更している。この際、深層防護原

理と安全裕度を維持する一方で、規制への適合性だけでなくパフォーマンスを監視することへの関心のシフトを、

リスク情報を活用した意思決定に組み込んでいる。2011年2月には、NRCはリスクマネジメント・タスクフォ

ース（Risk Management Task Force: RMTF）を設置し、より包括的で全体的なリスク情報を活用しかつパフォ

ーマンスベース規制の採用に向けた戦略的ビジョンや選択肢を策定するとしている。また、2013年初めには、委

員会が NRC スタッフに対し、被許可者が規制活動の実施について優先順位付けを提案し、その際に発電所別の

基準に関し被許可者のリスク重要性（risk significance）を反映することを認めるというアプローチを策定するよ

う指示した。

なお、2000年4月に正式に実施された原子炉監視プロセス（Reactor Oversight Process: ROP）がリスク情報

を活用した規制システムの主要な部分を占める。NRC のROP は、原子力発電所の安全パフォーマンスを検査、

測定、評価し、パフォーマンスの低下に対処するためのプログラムである。監視プロセスでは、潜在的なリスク

がより高い活動に関する検査に焦点を当てる、パフォーマンスに問題のある発電所に対してより規制の関心を高

める、発電所のパフォーマンスについて客観的なデータを用いる、発電所のパフォーマンスについてタイムリー

かつ理解しやすい評価を国民と産業界へ提供する、予見可能性がありかつ首尾一貫した形で規制違反に対処する、

といった点を要求している。ROP では 3 つの重要分野における 7 つの基礎項目について検査を行うが、検査対

象を選択する上で、リスク情報を活用したアプローチが利用されている。

1990 年代から 2000 年代初め、NRC では PRA 手法が段階的に活用された。NRC は、1994 年に「確率論的

リスク評価（PRA）実施計画（Probabilistic Risk Assessment (PRA) Implementation Plan）」を策定し、PRA

関連の活動に注力するようになった。同計画は、2000年に「リスク情報を活用した規制実施計画（Risk-Informed

Regulation Implementation Plan: RIRIP）」に取って代わられ、その後2007年4月にRIRIPに代わり「リスク

インフォームド・パフォーマンスベース計画（Risk-Informed, Performance-Based Plan: RPP）」が導入される

こととなった11。

1994年から 1999年まで実施されたPRA実施計画の下では、約四半期に 1回のペースでNRCスタッフから

NRC委員会へリスク情報を活用した基準やガイダンスの策定状況について報告が行われていた。1999年8月の

状況報告（PRA 実施計画に関する最後の状況報告）の中で、NRC スタッフは委員会に対し、NRC のリスク情

報を活用した活動をより明確に説明し、リスク情報を活用した活動とNRCの戦略計画（Strategic Plan）の関係

性を示し、状況報告の頻度を四半期ごとから半年ごとに変更することを提案した12。この提案を踏まえ、スタッ

フが 2000年 1月に概要を提示したものが、2000年から 2007年まで実施されたRIRIPである。2006年 6月、

11 NRC, http://www.nrc.gov/about-nrc/regulatory/risk-informed/history/1994-1999.html 12 NRC, http://www.nrc.gov/about-nrc/regulatory/risk-informed/history/2000-2007.html

14

委員会はRIRIPの改善を指導するスタッフ要求メモ（Staff Requirements memorandum: SRM）を発給し、こ

の SRM を受けて、スタッフはNRC の戦略的事業分野である原子炉安全、核物質安全、廃棄物管理に着目した

新たな計画を検討した。2007年10月からRPPが導入されている13。

以下に、1996年から2009年までのNRC委員会議事録14から、NRCの規制改革に関する主な動きを整理する。

表 1-4 NRCの規制改革に関連する主な委員会議事録

発行日 NRC委員長テーマ

1996/04/04 Shirley A. Jackson Briefing on PRA Implementation Plan

委員会はスタッフに対し、以下の補足的な情報を提供するよう要求した：

1. スタッフは、1996年 3月 26日に確認された新たな 4つの政策的課題に取り組むべく、提言

を付した政策文書（policy paper）を用意すべきである：1）PRA実施計画におけるパフォーマ

ンスベース規制の役割、2）安全性目標の発電所ごとの適用、3）リスク中立的 vs リスクの増加、

4）リスク情報に基づいた供用中試験（risk-informed in-service testing: IST）と供用中検査

（in-service inspection: ISI）要件への変更。

委員会は、これらの課題の解決策について市民や産業界との対話を妨げることを望まない。基礎

となる事項と代替手段の賛否についても含めるべきである。

2. スタッフは、実施や補足的な安全性目標（Standard Review PlansやRegulatory Guidesの

利用に関する計画等を含む）の利用について、最新情報を提供すべきである。

3. スタッフは、リスクインフォームド・パフォーマンスベース規制の実施における不確実性に

どのように取り組むかを明確化すべきである。

1996/12/16 Shirley A. Jackson Briefing on Inspection Criteria, Evolution of Assessment, and SALP

System

委員会は、SALP15システムと評価プロセスについてNRCスタッフより説明を受けた。

委員会はスタッフに対し、パフォーマンスを評価し原子力産業を規制するために用いられている

プロセスの改善点を模索し続けることを強調した。ブリーフィングを受けて、委員会はスタッフ

に対し、以下の事項に関する提言を検討し報告することを要請している：

1）NRC評価能力の適時性の改善、それに関連して、パフォーマンスを低減させる原因の早期特

定能力の強化（例：SALP はパフォーマンスインプットをタイムリーに提供するために効果的

か？）

2）様々なSALPカテゴリー間の区別を明確化し、カテゴリー間の明確な移動のタイミングを決

定することで、評価の客観性を向上させる

3）受容可能なもしくは受容不可能なパフォーマンスの間の線引きをより明確にする

4）利用可能なデータをよりよく統合するための手法

5）設計基準の点検や運転に関するパフォーマンス情報をSALPや他の評価プロセスに組み込む

6）評価の中でリスクの見識をより活用する

7）評価プロセスを単純化する

8）SALP報告書の中でより積極的で直接的な言語を用いる

委員会は、以下の統計データを要求する：

1）いくつのDiagnostic Evaluation Teamによる検査が過去に実施されており、これらの検査に

はどのような傾向があるのか？

13 NRC, http://www.nrc.gov/about-nrc/regulatory/risk-informed/history/2007-present.html 14 NRC, http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/commission/tr/ 15 12～24カ月ごとに、NRCスタッフは各発電所のパフォーマンスについて個別評価を実施し、Systematic Assessment of Licensee

Performance reportを作成していた。報告書には、4つのカテゴリー（発電所運転、点検、エンジニアリング、発電所支援）におけ

る発電所の数値上の評価が含まれていた。

15

2）いくつのAugmented Inspection Teamsが利用され、どのような傾向があったのか？

3）パフォーマンスが低下もしくは悪いことについて、NRCは取締役たちと何回会合を持ったの

か？

4）Turkey Point原子力発電所は、Watch Listにどれくらいの期間載ったままなのか？

5）総検査時間（点検時間中の停電時間や合計時間に占める割合を含む）の歴史的な分析を提供

すること。

1997/02/13 Shirley A. Jackson Briefing on Operating Reactor Oversight Program and Status of

Improvements in NRC Inspection Program

スタッフは、検査官はパフォーマンスをどのように検査するかについて訓練やガイダンスを受け

ていると指摘した。ガイダンスや訓練が首尾一貫していることや、検査官が「パフォーマンスの

ための検査（inspecting for performance）」と「パフォーマンスに基づいた規制に対する検査

（inspecting against a performance-based rule）」の区別について完全に理解していることが、

重要である。この区別と、スタッフの検査活動の影響は、ペーパーとして明確に示され、検討の

ため委員会へ提出されるべきである。

委員会は、工学的判断はパフォーマンス評価プロセスの中で頻繁に役割を果たし、工学的判断の

検査活動での利用が取り組まれるべきであると指摘した。

被許可者の統一的なパフォーマンス評価プログラム（1997年2月14日付SRMで要求されたも

の）を決定し、とりまとめることの有効性に関するスタッフの評価の一環として、スタッフは

Plant Issues Matrixをいつ、どのように被許可者や市民へ公開するか、公開するか否かを検討

しなければならない。

委員会は、これらのイニシアチブが実施されるにあたり、スタッフは検査活動と規制活動は運転

中原子炉のパフォーマンスについて明確で首尾一貫した見解を究極的に導くことを確保しなけ

ればならないと強調した。

1998/11/02 Shirley A. Jackson Briefing on Reactor Oversight Process Improvements

委員会は、ROP への改善について NRC スタッフより説明を受けた。また、原子力エネルギー

協会（NEI）と憂慮する科学者同盟（UCS）の代表者が簡単なコメントを提供した。委員会は、

監視プロセスの改善案において一定の自主的な取り組みが行われるという期待に関する NEI 代

表者による声明に、encouragedされた。

委員会は、改善された評価プロセスは以下の項目（会合で議論された内容）を確実に包含するよ

う、スタッフに指示した：

1）「cornerstone」や「compelling case」、「rebuttable presumption」、「adequacy」、「upset plant

equilibrium」等といった重要な定義を洗練（refine）させる

2）評価プログラムにとって重要だがパフォーマンス指標では包含されていない特性を確認する

（例：防火構成要件、設計基準への忠実性、是正措置プログラムの効率性、PRAの妥当性）

3）評価プロセス（例：パフォーマンス指標、被許可者の自主評価、LERs、検査）の中で用いら

れる異なる種類の情報と被許可者のパフォーマンスの客観的で精密な評価を得るために用いら

れる手法を確認する

4）「cornerstones」、特に緩和システムや意図したとおりに動く設計障壁の能力に関連するもの、

の望ましい結果を確認するNRCがこれらの結果への対応としてどのように規制を行うかを決定

するに当たり、パフォーマンス指標で包含されている分野と包含されていない分野の双方におい

て、NRC の行動がいつ必要となるかの敷居（threshold）を確認する。敷居を超える場合/超え

ない場合（例：敷居に対して被許可者がどこに立っているかに依拠しつつ、被許可者とNRCス

タッフの証拠の shifting burdenを refineする）に、規制活動を実施するためのプロセスを確認

する。

5）定期的な上級管理レビュー（the periodic senior management review）の評価結果を委員会

16

へ情報提供する媒体案や、個々の被許可者評価に関する定期的な基準について市民へ情報提供す

る媒体案を確認もしくは決定する。

6）改善された監視プロセスの効率性を評価、確認するためにスタッフが用いる手法を、委員会

へ提供する。

スタッフは、新たな評価プロセスに基づいて被許可者が被る規制上の負担の変化を定量化ないし

はより明確化する試みを行うべきである。

2000/03/02 Richard A. Meserve Meeting with ACRS on Risk Informing 10 CFR Part 50

委員会は、原子炉安全諮問委員会（Advisory Committee on Reactor Safeguards: ACRS）のメ

ンバーより以下の議題について説明を受けた：

1. Risk-Informing 10 CFR Part 50

2. 改訂版原子炉監視プロセスで利用されているパフォーマンス指標の技術的妥当性

委員会は、NEIからMeserve委員長へ宛てられた2000年1月19日付の書簡をレビューすべき

である。書簡には、10 CFR Part 50における技術的要件に risk-informを盛り込むというNRC

の計画について記述してある。特に、ACRSはNRCスタッフと調整し、規制要件の優先順位付

けリスト（リスクの検討に基づいて修正される可能性あり）を評価すべきである。これは、

SECY-99-256とSECY-99-264で説明されている活動に関する中間スタッフ報告書のレビューを

含んでいる。

改訂版原子炉監視プロセス（RROP）の最初の実施に続いて、ACRSは以下のことを行うべきで

ある：

1. RROPにおけるパフォーマンス指標（PIs）の利用を見直す。PIsが発電所の運転にとって意

味ある示唆を提供することを確保する。

2. the significance determination processes (SDPs)の最初の実施をレビューし、RROPに貢献

するようSDPの技術的妥当性を評価する

2000/11/17 Richard A. Meserve Briefing on Risk-Informed Regulation Implementation Plan

委員会は、RIRIPについて、NRCスタッフより説明を受けた。委員会は、真の計画を策定する

には取り組まなければならない課題が残っていると指摘した。スタッフが文書を継続的に洗練さ

せる中、活動の優先順位づけや、様々な活動に必要な資源、開発する必要がある手法、クリティ

カルパスや横断的な側面をもつ項目を明確にするべきである。特に、スタッフは包括的なリスク

情報を活用した戦略の一部に含むべき項目で抜けているものを確認し、盛り込むため、計画を精

査すべきである。

スタッフは、「transition to risk-informed regulation」という言葉を使用することを避け、「move

forward with risk-informed regulation to the extent practical」という言葉を使用するべきであ

る。また、スタッフは、リスク情報を活用した規制の費用対効果の側面を慎重に精査すべきであ

る。

PRA の品質の問題は、優先順位が一番の重要な検討事項であり、スタッフは産業界や他ステー

クホルダーと協力してPRA品質基準をとりまとめるべきである。

RIRIPの次の版では、委員会は以下の情報を追加することを要求する：

1. スタッフは、パフォーマンスベース規制アプローチが、リスク情報を活用した規制のプロセ

スにどのように統合されるかを明確に示すべきである。

2. スタッフは、より詳細なコミュニケーションプランを示すべきである。特に、市民の信頼向

上を強調することはより明白である。NRC がリスク情報を活用した規制アプローチを今後も進

める中で、市民の信頼向上というNRCの目標を、コミュニケーションプランではより強調すべ

きである。

2007/08/02 Dale E. Klein Briefing on Risk-Informed, Performance-Based Regulation

委員会は、原子力発電所の安全性と運転に対するPRAの貢献について、また、PRA基準策定と

17

PRA 品質の状況について、原子力産業界、米国機械学会（ASME）の代表者と NRC スタッフ

より説明を受けた。

NRC の外部ウェブサイトを改訂し、リスクと確率論に関する情報を簡潔な言葉（市民に PRA

の価値と利用を説明するもの）で提供すべきである。リスクインフォームド・パフォーマンスベ

ース規制に関する次回の委員会ブリーフィングでは、関心のあるステークホルダーを招聘して委

員会に対してプレゼンテーションを行ってもらいたい。

委員会は、2007年12月から行われている、ASMEと米国原子力学会（ANS）の連携した取り

組みを支援している。これは、内部事象や外部事象、内部火災に対応する合同のPRA基準を、

規制指針1.200（Regulatory Guide 1.200）の改訂の中に織り込むというものである。合同PRA

基準の完成は、ANSの内部火災PRA基準の提供にかかっていると、委員会は理解している。内

部火災 PRA 基準の差し迫った必要性を考慮すれば、スタッフは合同 PRA 基準が発表される前

にANSの内部火災PRA基準を個別に取り入れる手続きを進めるべきである。

（出所）NRCホームページより抜粋

NRC の中で、PRA に関する産業界の見解に耳を傾けた人物として、まず Ivan Selin 委員長（共和党、任期

1991年7月1日～1995年6月30日）が挙げられる。1991年、Selin委員長は、事業者からの検討要請（様々

なシステム・構造物・機器の安全性をよりよく反映するよう規制を調整すること）への対応として、NRC の規

制の簡素化促進を先導した。同年 Selin 委員長は、規制にリスク情報を取り入れるという最初の大きな取り組み

である「メンテナンス規則」の見直しを開始している。

Selin委員長のリスク情報を活用した規制への関心を引き継いだのが、Shirley A. Jackson委員長（民主党、任

期1995年7月1日～1999年6月30日）である。前述のPRA政策声明（1995年）はJackson委員長のリーダ

ーシップの下で策定された。Jackson 委員長の改革の原動力として、メディアの関心を集めたMillstone 原子力

発電所における様々な問題（詳細は第1章1-2-5（3）を参照）や、また、原子力安全に対して懐疑的な姿勢の「憂

慮する科学者同盟（Union of Concerned Scientists: UCS）」をはじめとするNGO団体からの圧力が挙げられる。

特にJackson委員長のブレーンであったLaban Coblenz氏16は、産業界や規制スタッフ、外部の活動家を含めた

数多くの人々を会合やワークショップに招き、ROPの基礎構築に大きな役割を果たした。Jackson委員長が重要

なリーダーであったことは間違いないが、「当時のNRCにおける人々・チーム」が一丸となって、NRCをより

効率的な規制スキームへ導いたとされる。

また、1990 年代初めから半ばにかけて、NRC に対する産業界の圧力も大きな影響力を及ぼした。特に NEI

は、ROPが導入される以前に産業界が抱えていた懸念や不満を、Towers Perrin社がまとめたぺリンレポートの

中で明らかにしている（第1章1-2-2も参照）。ぺリンレポート公表後、産業界から主観的で懲罰的と批判された

SALPプロセスについて、産業界の見解を踏まえ、止めることをNRCは決定している。2000年にSALPはROP

へ完全に変更された。

なお、2013 年 12 月、NEI はNRC に対して、PRA とリスク情報を活用した規制に対する産業界の支持を説

明した書簡を送付している。書簡の中で、NEIは以下のように指摘している：「…産業界とNRCはPRAに対し

て大規模な投資を行っているが、リスク情報の活用の進捗はがっかりさせるほど遅い。この状況に対応するため、

産業界はリスクの理解とPRAモデル開発を達成するためのビジョンと計画を策定した。NRCと産業界は経営幹

部レベルで「リスク情報を活用した運営委員会」を組織し、2014年初めから建設的に関与し始めるつもりである。」

なお、米国では行政手続法（Administrative Procedure Act: APA）に基づき、連邦政府機関は利害関係者に対

して、規制の施行、修正、廃止を申請する権利を与えている。NRC も連邦政府機関の一つとして、当該権利に

16 Coblenz氏は、海軍で核推進工学と放射線化学を学び、1989年に海軍を退役後、原子力発電所での勤務を経て原子力規制委員会に

参加した。同氏はJackson委員長のスピーチライター兼外部関係アドバイザーとして起用される前から原子力発電所の検査手法報告

システムの改訂等に取り組んでおり、彼の取り組みの成果はNRC Inspection Manual Chapter 0610としてまとめられ、様々な原

子力規制枠組みに適用されている。（Statler & Waldorf, “Laban Coblentz: The Man Behind the Bentley”, https://issuu.com/sa

ndw/docs/10.8?e=2615359/2844267）

18

関し「Petition for Rulemaking Process」を策定している（10 CFR 2.802, 2.803）。申請者がNRCに提出し受

理された申請書（petition）については、官報（Federal Register）に掲載され、パブリックコメントに付される。

官報掲載後、NRC は申請に対する適切な規制行動を決定する。申請内容を踏まえて規制策定（例えば、新たな

規制策定の開始、現在進行中の規制策定に対する申請への対応、将来の規制策定に対する申請への対応など）を

実施する場合は、NRC の決定を書面で申請者へ回答し、申請に関連した規制策定活動をフォローするための追

加的な情報を提供することになる。一方、申請書面で示された問題に対応するための規制策定を実施しない場合

には、NRCは申請者に対して拒否の根拠を書面で回答する。申請に対するNRCの決定についても、官報に掲載

されることになる。NRCの決定については、主として以下の観点が考慮される。

・申請内容のメリット

・申請書で指摘された安全上、環境上、セキュリティ上の懸念の即時性

・NRCの資源の利用可能性、他のNRCの規制策定との関係で挙げられた課題との優先順位

・問題点がすでにNRCや他のNRCプロセスによって検討されているかどうか

・パブリックコメントの内容

・NRCの関連する過去の決定や現在の政策

以下に、Petition for Rule makingの例として、2002年2月にNEIが提出した申請（Nuclear Energy Institute

- Large Break Loss of Coolant Accident Redefinition, NRC-2002-0018）の概要を紹介する。

・申請者：NEI

・官報掲載日：2002年2月6日

・NRCの非常用炉心冷却装置（Emergency Core Cooling System: ECCS）規制の改正を要請。ECCSの解析

評価基準の変更、原子炉冷却材喪失事故（loss-of-coolant accident: LOCA）の定義と説明の追加、大口径配

管の破断サイズの定義の追加が要求された。

・（当時の）既存の規制（10 CFR 50.46, Appendix A to 10 CFR Part 50, Appendix K to 10 CFR Part 50）で

は、ECCS評価モデルにおいて原子炉冷却装置の大口径配管の両端破断を仮定することが要求され、ECCS

のパフォーマンス要件を決定するのに用いられていた。しかし、1987年にはNRCの一般設計基準（GDC）

の規定が変更され、原子炉冷却装置の一次系配管において想定される破断の動的効果を除外してよいとされ

た。（なぜならば、大口径配管の破断の確率は、配管設計の条件からして著しく低いから。）そのため、大口

径配管の破断サイズについては、「原子炉システムにおける大口径配管の両端破断に相当する破断サイズ」

という定義に加えて、「NRC原子炉規制局が承認した最大破断サイズを上限もしくは含む」という他の選択

肢も加えることが要求されている。

・NEI は、申請内容が認められることで、NRC の規制プロセスが合理化され、被許可者とNRC がより重要

な安全性に焦点を当てることができるようになると主張。米国の原子力発電所は、運転実績や技術的な実績、

PRAによる見解に基づいて、安全性にとって何がより重要かを検討する根拠を提供できるようになっている

と述べている。また、NRCが1995年8月に施行した「PRA政策声明」やRegulatory Guide 1.174をNEI

は引用し、規制内容の変更によって、被許可者らによる大LOCAに関する申請内容が、PRAによる技術的

見解や情報、独自の解析に基づくことが期待されると指摘する。

・結果：当該申請内容は、「Risk-Informed Changes to LOCA Technical Requirements, NRC-2004-0006」と

題したNEIによる別の申請審査の中で検討されている。

このように、Petition for Rule makingを用いて、原子力産業界が規制内容の変更を要請する事例も存在する。

上述の例において、NEIは、規制内容の変更はNRCが掲げるリスク情報を活用した規制という観点からも望ま

しいと指摘しており、産業界が法定の制度を有効に活用しつつ、よりよい規制を目指して NRC へ積極的に働き

かけている状況が垣間見える。

19

1-2-4 電力研究所（EPRI）の役割と活動17

【組織概要】

現在のEPRIの組織概要は以下のとおり。

・電力分野に関する研究・開発を行う独立・非営利の研究機関。

・オフィスは、Palo Alto（California州）、Charlotte（North Carolina州）、Dallas（Texas州）、Lenox（Massachusetts

州）、Knoxville（Tennessee州）、Washington DCに所在。

・会員には、全基本プログラムに参加する“base membership”と、特定のプログラムに参加する“partial

membership”が存在する。米国内の全26原子力事業者の他、米国外から仏EDF、英EDF Energy、アラブ首

長国連邦ENEC、ブラジルElectronuclear、南アフリカEskom、アルゼンチンNASA、韓国KHNP 等、多数

の参加があり、日本からは東京・中部・中国・四国電力が参加。会員で商業原子炉基数の約75%と、ほぼ全ての

炉設計をカバーしている。（2014年2月時点）

・2014年度の収入は、会員からの出資が約184百万$、補助金・基金等からの拠出が約200百万$、他が約5百

万$、計約389百万$となっている。

【設立経緯】

1965年、米国では北東部で大停電が発生し、約3,000万人が影響を受けた。停電は12時間以内にほぼ復旧し

たものの、電力供給の脆弱性が政治・社会問題となった。議会からの要請を受け、当時、Manhattan 計画の管

理者の1人であり、商業用原子力技術及びリスク・マネジメントの開発者であったChauncey Starr博士が、電

力産業の課題解決に向けた支援を行う独立の研究・開発組織として、1972 年に EPRI を創設。創設以来、徐々

に会員を増やし、現在では、会員で全米の発電量の約 90%をカバーするほか、海外 30 カ国に会員を有するまで

になった。

【主な活動】

EPRI は研究・開発の成果を原子力事業者や NRC にフィードバックすることで、原子力発電所の設備利用率

向上に貢献してきた。その主な例は以下のとおり。

オンライン・メンテナンス

PRA又はリスク情報の活用により、停止中よりも運転中にメンテナンスを行う方が安全であることをNRC

に提示する等、オンライン・メンテナンスの導入・拡大を支援。

信頼性重視保全（Reliability Centered Maintenance: RCM）

定期的な分解点検に依存するのではなく、設備の状態に応じた最適な分解点検頻度の設定・運転中の機器の

状態監視等により、故障率低減に向けた最適な保全方式を追及する信頼性重視保全（RCM）手法を研究。

材料経年変化

１次系の腐食等の経年変化に関する研究の他、溶接補修等の技術についても研究。米国の原子力業界で使わ

れている溶接技術のほとんどをEPRIが開発。

リスクと安全管理プログラム（Risk and Safety Management Program: RSMP）

リスクの低減・安全上の焦点の明確化・運転のフレキシビリティ向上等を目的としたリスク・安全マネジメ

ント研究成果から開発されたプログラム（RSMP）。手法・データ・解析ツールの開発の他、これらの手法・

ツールの有効利用のための指針・訓練を提供するものである。事業者・規制当局双方の職員に対する研修・教

育も実施している。具体的な研究分野は下図のとおり。

17 EPRI, http://www.epri.com/Pages/Default.aspx

20

図 1-2 EPRIにおけるリスク・安全マネジメント（RSM）研究体制

（出所）原子力の自主的安全性向上に関するWG 第9回会合資料18

RSMP の具体的な役割は、リスク情報を活用した取り組み方が原子力検視緑発電所に影響を及ぼす運転上、

保守上および規制上の決定を行うに際して使用することができるよう図る産業界の取り組みを支援することで

ある。これは、EPRIが実施した以下のプロジェクトを通じて実証されている。

原子力発電所のシビアアクシデントがどのようにして起こるかを検証する総合研究レビュー。MAAP

コードを使用する詳細な解析に関連して、この研究では、シビアアクシデントを管理し、重大な放出の

可能性を軽減する上で効果的になる可能性のある方策（格納容器フィルタードベント）に対する理解を

深める。本研究では、規制上の決定の情報を伝え、新世代の原子炉に対する事故リスクを解析するため

の基礎を形成し、それによって耐用年限を超えて現在運転中の原子力発電所の安全を確保することが可

能となった。

シビアアクシデントの解析を実施し、福島事故および最近の他の進展状況から理解を深めるために

MAAP5コードを拡張するとともに、福島事故の詳細な技術解析を実施した。次世代のリスク管理専門

家の研修において、レベル 2 PRAに対する格納容器反応の解析に始まり、最新の主題を組み入れるた

めに、リスク管理専門家の研修の範囲を拡張した。確率論的リスク評価とリスク情報を活用した規制の

基本事項に関する一連のコンピューターベース研修モジュールの最初の5部を開発した。これらのモジ

ュールでは、リスク原則を伝えるための便利で理解しやすい方法を提供する。

外部浸水と関連したハザードの評価方法をまとめ、立証。

内部火災のより現実的なリスク評価を裏付けるために根本的に改良された技術基盤を用いて新しい発

火頻度を確立した。リスク情報を活用した規制を裏付けるものとして、米国火災防護協会（NFPA）規

格805への移行を含め、火災の確率論的リスク評価を確立する方法を改良するとともに、今後の火災の

PRAの重要な要素の基盤となる新データベースを構築した。

有意なリスク情報を活用した適用を裏付けるためにリスク管理に使用されるソフトウェアを拡張した。

すべてのモードとハザードの解析、およびプラント全体の統合リスクプロファイルを可能とする

Phoenixソフトウェア（最新のリスクコード）用の最初のモジュールを開発した。

火災 PRA を裏付ける人間信頼性解析を実施するための詳細なガイダンスを作成するとともに、地震の

PRAに使用するための類似のガイダンスを策定した。

18 http://www.meti.go.jp/committee/sougouenergy/denryoku_gas/genshiryoku/anzen_wg/pdf/009_03_01.pdf

21

福島事故後の規制その他の措置に対応して、地震評価を実施するとともに、地震ウォークダウンを実施

するのに使用することができるガイダンスをまとめた。地震後の原子力発電所運転再開に取り組むため

のガイダンスの改訂版を策定した。

沸騰水型（BWR）と加圧水型（PWR）での使用済燃料プールに対する PRA を実施するためのフレー

ムワークを完成させ、パイロットプラントでそのフレームワークを利用した。

燃料信頼性プログラム

EPRI の燃料信頼性プログラムにおいては、世界における核燃料の使用経験から燃料信頼性を大幅に向上さ

せる実用可能なガイダンスを策定し、運転事業者の理解促進及びパフォーマンス向上に貢献している。

BWR Fuel Cladding Corrosion and Crud Guidelines（BWR燃料腐食と汚染に関するガイドライン）

を更新して、破損を引き起こす可能性のある腐食性生成物の蓄積を防ぐために、ガイダンスとリスク評

価方法を提供した。研修資料は、会員組織が核燃料と原子炉の水化学との間の相互関係についての研修

をその職員に行うために作成されている。

それらの現象に対する産業界の最新の理解度を反映するとともに、発生の防止のためのガイダンスを提

供するために、PWR Axial Offset Anomaly Guidelines（PWRアキシャルオフセット異常に関するガ

イドライン）とPWR Fuel Cladding Corrosion and Crud Guidelines（PWR燃料被覆管腐食と汚染に

関するガイドライン）を組み合わせて1つの文書にまとめた。その新しい文書は、2巻（ガイダンスを

載せたものと他の基本情報を載せたもの）に分けられていた。研修資料は、会員組織が使用して核燃料

と冷却材との間の相互関係についての研修をその職員に行うために作成されている。

米国での早期の水素水化学注入の最初の適用後に、Peach Bottom 3号機での確認のため用の燃料監視

作戦を実施した。監視結果より、粒界応力腐食割れ（IGSCC）の軽減にこの技術を利用することが望

ましいとされるBWRの燃料パフォーマンスに対する早期水素注入の影響を評価する基礎データが取得

できた。

原子炉冷却材の上昇したpHの影響および燃料被覆管腐食パフォーマンスに対するリチウムの影響を決

定するために、Comanche Peak発電所で燃料監視作戦を実施した。燃料信頼性プログラムでは同発電

所におけるこれらの影響の早期実証に援助を行ったが、この監視作戦により、これらのユニットが試験

燃料体と集積リチウム露出を搬出した後、これらに関する知見が得られた。

BWRチャンネル変形補助プログラム（Channel Distortion Supplemental Program）を開始し完了す

ることに成功した。この研究の取り組みは燃料集合体のデータを集めた膨大なデータベースであり、こ

れにより、独立変形モデリングツールを開発できた。チャンネル変形の原因についての新たな理解が導

き出され、同プログラムでは、現在の変形の影響を受けやすい材料を交換できるよう設計された先端材

料の試験を支援した。

パフォーマンスベース規制の情報を提供するために、関連のPWRデータを提供してきた新規の反応度

事故（RIA）研究を実施した。BWRについても類似の研究が進行中である。

腐食、金属厚、およびジルコニウム系燃料集合体の構成要素中に吸収された水素の非破壊測定に周波数

走査渦電流法（F-SECT）を適用するため、数多くの実験室レベルとホットセルでの試験、および認定

プロジェクトを実施した。これらのプロジェクトは、このF-SECT技術を発電用軽水型原子炉産業に移

転するのに成功するためのベースとなった。

事故状況時での燃料破損メカニズムを評価するための簡便なペレット加熱法を開発した。燃料破損しき

い値遷移領域を狭めるためにペレット加熱法を適用した。

1-2-5 業界横断的な取り組み

（1）INPO、NEI、EPRIによる取り組み（ERI）

2003年12月、INPO、NEI、EPRIは「機器信頼性指標（Equipment Reliability Index: ERI）」を開発した。

これは、発電所の機器の健全性を測るために用いられる基準であり、安全性と信頼性の高い運転を確保するため

22

に効果的に機能しなければならない重要な発電所のプログラムやプロセスを定義している。パフォーマンスメト

リック（performance metrics）で定義されたこれらのプロセスは、過去の実績に焦点を当て、将来のパフォー

マンスを予測する。産業界は、機器信頼性ワーキンググループ（Equipment Reliability Working Group: ERWG）

を組織し、産業界全体で重要な分野におけるパフォーマンスを比較するため規格化した入力基準で構成される

ERIテンプレートを作成している。ERWGは、各原子力事業者からの代表者と INPO、NEI、EPRIの代表者か

らなる。ERIには、労務管理や保全活動の有効性、長期計画等のような効率的に実施すべき重要なプロセスを定

義すること、それから各プロセスの有効性を表したメトリックを作成することも含まれる。

ERIプロセスは色々な方法でプラントのパフォーマンスに役立つ。事後保全はプラント資源の無駄使いと言え、

それらはすべてプラントの全プロセスに対する挑戦（challenge）となる。ERI は、機器の故障に対応する代わ

りに故障を予防するため、適切なメンテナンスの実行を確保するための情報を提供する。ERIはインプットとし

て機器の故障、保全実績、設備利用率、計画外停止（反応を止めるための制御棒挿入）及び安全系の可用性を含

む複数の指標を採用する。多くの因子があり、ある因子はプラントのパフォーマンスに対して先行して現れる指

標であったり遅れて現れる指標であったりするため、推奨されるERIはキーとなるプラント指標をまとめたもの

である。ERWG の推奨では、それぞれのサブ指標に割り当てられた重み付けがプラントのパフォーマンスへの

影響に関連している必要があり、商業上の要求や各サイトや施設の文化に基づき重み付けされる必要がある。

ERIは機器の状態を映し出すために使用されるツールであり、重要なプラントのプロセスの有効性を評価する

ことにより、改善の分野が強調され、その分野での悪いパフォーマンスを解決するための活動が行われる。ERI

は管理者会議で議論され、プラントの重要な分野に表示される。考え方は、機器の問題に対して後追い又は事後

で対応するやり方から、問題が生じるのに先んじて対応するという文化に変えることである。

ERIプログラムの強みは、特に、ある特定のプロセスがプラントのパフォーマンスに悪影響を与える前にとる

べきマネジメントに関する情報を与えることである。機器の故障リスクは予防保全の日付が迫るにつれ増加する。

保全実績を減らそうとする努力は、結果として故障のリスクを増加させる予防保全の猶予期間の管理に不利な傾

向となるであろう。ERIは不測の機器故障が発生を予測するのに必要な情報を与え、再発防止のための活動のき

っかけとなる。

（2）リスク情報を活用した規制（RIR）及び原子炉監視プロセス（ROP）に係る産業界の見解

PRA、RIR および ROP の策定と実施は、NRC と産業界の両者にとって常に挑戦し続けてきた対象である。

ただし、産業界は概して、それらの方法の適用から複数のメリットを得られることから、それらを受け入れてき

た。この項では、RIRの策定とその広範な使用における 1975年以後の主要な開発に関する必要不可欠な要素、

産業界の自主的な取り組みがNRCに共有され規制に反映されていった経緯、さらに事業者とNEIを含む産業界

の役割と見方について簡単に検証する。

PRAの導入経緯に先立ち、米国一般市民に“リスクと安全”に関する科学的評価を広く周知したある画期的な

論文があることを紹介したい。「How Safe is Safe Enough? A Psychometric Study of Attitudes Towards

Technological Risks and Benefits」という、1978年4月に科学雑誌『Policy Sciences』に掲載された論文であ

る19。著者グループは、身の回りの代替技術に関するリスクと便益とを定量的に比較するにあたり、人々がその

代替技術に対してどう感じるかという心理的な側面の重要性に着目し、今後の技術選択の議論に一石を投じてい

る。生活をより豊かに、便利にするであろう代替技術に関して、そのリスクを考えるだけでなくベネフィットも

考え総合的に判断した人々は、そうでない人々よりもその代替技術を受け入れやすくなる傾向がある、という研

究成果が紹介されているが、この成果がRSSをより深め、PRAの効用を産業界ひいては米国市民に広く周知す

る契機のひとつとなったことは想像に難くない。

19 “How safe is safe enough? A psychometric study of attitudes towards technological risks and benefits”, B. Fischhoff, et.al.,

Policy Sciences, April 1978, Volume 9, Issue 2, pp 127-152

23

原子力に関して PRA の方法論を最初に用いた先駆的研究は、前述のとおり、1975 年の「Rasmussen 報告」

である。MITのErnst Frankel教授は実際、1960年代前半に教材『System Reliability and Risk Analysis』を

著して、原子力のリスク解析について学術的な基礎を築いた。Frankel 教授は MIT で、一定の運転パラメータ

ーを用い、不確実性を考慮してシステムの故障確率を推定する方法をエンジニアに教えた。Green 氏と Bourne

氏は 1970 年代前半、別の書物を出版し、複雑な工学的システムのリスク評価における信頼性手法の適用をさら

に発展させた。しかしながら、当時、AECはリスクと信頼性を公式に検討することに関心はなく、代わりに一連

の設計基準事故の可能性を考慮した決定論的アプローチを支持した。AECは、これらの事故を防ぐには深層防護

で十分であると考えていた。WASH-740（AEC の委託による初の包括的安全報告書）は、この設計基準の方法

論を用いて、原子炉の重大事故の発生リスクを100万炉年に1回と推定した。この低い推定値を基に、産業界は

産業界に対して査定される保険料をできる限り低く抑えるために、プライス・アンダーソン法（Price-Anderson

Liability Legislation）を支持する立場を取った。WASH-740 研究は、主要安全性懸念として冷却材喪失事故

（LOCA）に重点を置いた。1960年代後半には、独立系の研究者は国際原子力機関で確率論的リスクに関する論

文を発表している。従って、この方法論は国際的にも支持を得ていた。

PRA の開発から最大の影響を受けたのは、航空宇宙産業である。Boeing 社は Bell 研究所と提携して、1960

年代に米国空軍のためのミニットマンミサイルの設計中にフォールトツリー解析を他社に先駆けて使用し始めた。

Pan American航空は1966年、Boeing社にBoeing-747建造の発注を行った。747旅客機は運航中のジェット

旅客機の中で最大であったため、Boeing社のエンジニアは、それまでの設計と異なる方法で安全システムを検討

することが重要であると考えていた。Boeing社のエンジニアはフォールトツリー解析法を選択した。その方法で

は、演繹的、系統的、全体的に747旅客機を評価することができ、モデル化されたフォールト、重大なフォール

ト、およびその旅客機に対するそれらのフォールトの影響を重視した。これにより、設計者は、1 つのシステム

または機器の故障が何故、どのようにして他のシステムに影響を与えるのかを認識することができた。PRA法は

引き続き、航空機解析および米国航空宇宙局（NASA）を通じての宇宙飛行に利用された。ただし、スペースシ

ャトルチャレンジャー号爆発事故が起こる 1986 年前に、NASA 首脳部は PRA を利用しなくなっていた。とこ

ろが、チャレンジャー号事故が起こると、NASAのエンジニアは再びPRA方法論を採用した。

原子力における PRA の歴史を振り返ると、100 基を超える原子炉が建設のために発注されたり計画されたり

していたため、1970年代前半前に、すでに一般市民の懸念は広がっていた。1972年、上院議員であり、上下両

院合同原子力委員会（JCAE）の委員長でもあったJohn O. Pastore氏は、AECの委員長James Schlesinger氏

に公式書簡を送って、原子炉安全性研究（RSS）として知られ、さらには Rasmussen 報告（WASH-1400）と

しても知られるようになったプロジェクトの開始に尽力した。当時、JCAEはほぼすべての連邦政府の原子力プ

ログラムの資金を管理し、Pastore上院議員はその管理を維持したいと考えていた。RSSの目的は期限の迫った

プライス・アンダーソン法を延長させることであった。また、建設されている大型原子炉の非常用炉心冷却装置

（ECCS）のパフォーマンスに対する重大な懸念も広がっていた。AECは、Idaho州の原子炉試験施設で一連の

実験を行ったが、その結果はECCSが十分に機能していない可能性があることを示唆するものであった。そこで、

AECは、米国の原子力発電所の安全評価研究を開始するために、当時ACRS会員で、MIT原子力理工学部元学

部長の Mason Benedict 教授の助けを求めた。Benedict 教授は多忙を理由に断ったが、代わりに Norman

Rasmussen教授を推薦した。AECはこの推薦を受け入れた。

このエピソードは、Brookhaven国立研究所のHerbert Kouts博士が語った内容と幾分異なっていた。Kouts

博士によると、AECの当時の規制局長Harold Price氏がKouts博士に直接その研究を依頼したという。しかし、

Kouts博士は、研究により事故の確率を推定できることに懐疑的であった。そこで、Kouts博士はそれができる

人物としてRasmussen教授を推薦した。RSSには産業界、教育機関、政府機関から集まったエンジニアと科学

者約 40 名が所属した。この中にはAEC の常勤職員 7名も含まれていた。RSSは当初、計算の基準としてフォ

ールトツリーを使用したが、Rasmussen教授はその後、イベントツリー手法を提案した。この手法はAECチー

24

ムのメンバーであるMat Taylor 氏によって精緻化された。「イベントツリー方法論は時間内に制約を取り除き、

フォールトツリー解析に限定された依存と関連したリソースを改良した。やがて、イベントツリーアプローチは

PRAで主流になった。イベントツリーの使用はPRAを実用化させる重要な決定となった。」

RSSの発表後、NRCの多くのメンバーはその研究を否定しようとした。この結果、連邦議会公聴会が開かれ、

その中でUdall下院議員は、新たにエグゼクティブサマリーを作成するよう勧告した。NRCのRowden委員長

は、それをしたくなかったが、Rasmussen RSS研究を検証するため、外部に小委員会を設置することに合意し

た。California大学Santa Barbara校のHarold Lewis博士は、リスク評価レビューグループ（Risk Assessment

Review Group）の委員長に就いた。一番の問題は、RSSの方法論は、原子力発電所の規制と認可を改善するた

めの独創的で強力な手法であることは明確である。ただし、どのようにしたら、その方法論を規制上の意思決定

に使用できるかは明確でない。残念ながら、その研究は、原子力が米国では安全で受け入れられるものかどうか

を巡って激化している政治的論争の渦の中心になってしまったため、NRC はすぐにはその新しい方法論を強力

な武器として取り込むことはできなかった。......その研究の発表後にRasmussen教授が誠実にその研究を擁護し

なかったならば、PRA の方法論と RSS の結果はすでにまとめて見捨てられていたことだろう。Rasmussen 教

授はまた、その分野の詳細な知識を新しい世代の原子力技術者に教えることの重要性を認識していた。複数の学

生が最終的にその分野に進んでもらうことを目的として、最初の段階として、Rasmussen教授はMITに、信頼

性リスク解析の大学院レベルのコースを設けた。」

TMI 以後、NRCはいくつかの段階を経ながら、PRA報告に資金的に支援した。1980 年代始めから半ばにか

けて、NRC だけでなく、プラント事業者数社も技術的な改良を進めたり地元住民へのリスクの特性を明確化し

たりするため、自社独自のPRAを完成させた。産業界から資金的に支援された研究では、RSSについての一般

的所見が確認された。業界から資金的に支援されたこれらの研究の多くは、B. John Garrick博士率いる、PRA

のエンジニアとコンサルタントからなる優秀なチームを用いたコンサルティング会社 Pickard, Lowe, and

Garrick社を通じて実施された。1986年前に、ACRSはPRAを規制に組み入れる方法についての大がかりな公

開討論を正式に開始していた。すでに言及したように、これにより、NRC は「どの程度の安全であれば、十分

に安全であるか（How safe is safe enough）」を定義し、正式な安全声明書を公表した。この声明書は、PRAが

正式に規制制度に採用されるための基準を示すのに役立った。この報告書の調査者は複数の NRC スタッフとの

話し合いの中で、NRCがTMI後の数年間にわたり正式にPRAを採用するのが遅れた理由の 1つは、綿密な定

量的方法と確率によるはるかに適正な推定値を支持するには、原子力発電所のパフォーマンスデータのデータベ

ースを構築するための時間が必要であったからであると伝えられた。

「1995 年以前に、原子力産業において PRA の使用はすでに定着していた。その結果、NRC は、その分野で

最新技術に裏付けられている範囲ですべての規制上の問題に PRA を使用するよう NRC スタッフに指示する

PRA方針声明書を公表した。しかしながら、NRCはまた、深層防護方針は依然として認可と規制上の意思決定

の重要な要素であることを明確にした。...事業者がPRAを使用することでNRCが得られると見られる最大のメ

リットは恐らく、NRC が事業者に対し、原子炉の運転と安全システムに関係するすべての前提条件を記録する

よう要求できたことである。」

PRAに対する産業界の見方に耳を傾けたNRCのリーダーは誰であったか。「1991年、NRC委員長 Ivan Selin

博士は、様々なシステム、構造物、機器の安全の重要性を適正に反映させるため、規制の調整に配慮するよう求

めた事業者の要請に応えて、NRC規制の簡略化推進を主導した。Selin委員長が開始した見直しは最終的に1991

年の「メンテナンス規則」の策定につながった。これは規制にリスク所見を適用させた最初の主要な規則の一つ

である。......リスク情報を活用した規制への関心は、Selin博士の後を引き継いたShirley Jackson委員長に支持

された。1995年のPRA方針声明書は、Jackson委員長の主導で策定され、規制と安全目標とを結ぶ橋渡し的な

役割を果たした。」

25

Jackson 博士にその引き金を引かせた出来事の一つは、設計基準に懸念のあったMillstone 原子力発電所を巡

る1990年代前半の論争であった。Millstone発電所には、報道機関が関心を寄せる重大な問題があった。Jackson

委員長はまた、安全規制に懐疑的であった、UCS などの非政府組織からの圧力をそれ以前から感じていた。

Jackson委員長とスタッフ、特にLaban Coblentz首席補佐官（Chief of Staff）は、ROPの基準を策定するのに

役立つ一連の集会とワークショップに、数百の人（産業界内の情報提供者、規制機関の職員、外部活動家を含む）

を集めることができた。Jackson委員長は主要リーダーであったが、この報告書作成のためにインタビューを受

けた者も全員、NRCはチームとして、産業界の懸念と妥当性と整合性のある検査の必要性とのバランスを取り、

より有効な規制制度を有する今日の姿へと変わったと述べた。

1990 年代始めから半ばにかけて NRC への原子力産業からの圧力があったことも見逃せない。NEI はとりわ

け、大手コンサルティング会社の Towers Perrin 社を使って、NRCに対する産業界の見方についての調査と報

告を行った。1990年代前半前に、事業者とNRCの関係は極端に悪化していた。主な懸念は、NRCの検査官は

整合性のない理由で事業者を罰しているとしばしば見られることであった。Towers Perrin社は、全44社の上級

役員に直接インタビューするとともに、300人以上の人にメールでアンケートを行った（回答者258人）。

ROP以前の産業界の懸念が何であったかを明らかにするために、Towers Perrin社の調査の焦点のいくつかを

以下に示す。

NRCはその活動を規制にのみ限定していると回答した者はおらず、回答者の70%は、規制によって求め

られていない措置を講じさせる圧力」が頻繁にあると報告した。

大部分の回答者（87%）は、「......NRC による制定法で認められていない取り組みは、規制要件のはるか

上を行く事業者の公約をもたらす」ことに同意した。

回答者は、様々な規制活動に必要な時間量（期間）とそれらの活動による安全への影響との間にはほとん

どまたは全く関係がないと見なした。NRCの検査は、非常に押しつけがましく時間もかかる活動であり、

メリットはあまりないと考えられている。

具体的には、回答者の 83%は、「安全にとってほとんどまたは全く意味のない問題に対して措置を講じる

よう求めるNRCからの圧力が、不必要など巨額なプラント運転コストがかかることの一因になっている」

ことに同意した。」

回答者は、「NRCは積極的に相互に信頼し合い、プロ意識をもって、敬意を示しながら産業界と協働する」

よう求めた。

NRC は、被許可者の経営陣が主に原子力発電所の安全運転の責任を担うと公に表明したが、規制に対す

る実際の取り組み方はその立場を反映するものではなかった。

規制に対するNRCの取り組み方は懲罰的で後ろ向きである場合が多いことが調査によってわかった。

主にTowers Perrin 報告書の結果として起こった最大の変化の一つは、NRCが被許可者パフォーマンスの体

系的評価（SALP）プロセスを廃止する決定を下したことである。そのプロセスがあまりにも主観的であると産

業界が強く感じたからである。NRCも最終的にそれに気づいた。SALPは人員の配備、およびNRC検査官のた

めの優先順位付けに際してNRC を支援することを意図したものであったが、実際には、SALP は検査官がプラ

ントを罰するための手段に用いられるようになっていた。SALPのスコアは、安全性とパフォーマンスについて

の他の客観的な基準と、さらにはNRCが調査した基準とさえもよく相関しなかった。2000年前に、SALPは完

全にROPに置き換えられていた。

福島事故から数カ月後に、NEI は、PRA およびリスク情報を活用した規則に対する産業界の支持を表明した

公式書簡をNRCに送った。その書簡から関連する部分をここに抜粋する。

26

リスク情報を活用した取り組み方は、安全性に対する統合された視点に立ち、規制活動と産業界の活動の情報

を伝えるという点で価値があることを証明している。これらの取り組み方は、福島事故後の多数の規制活動と産

業界の活動（事故前の活動も含む）を考慮すると、今日さらに重要性を増していると私たちは信じている。これ

らの活動の有効性と優先度の、安全を重視したより良い基準、さらに将来の安全への取り組み案の基準が必要で

あることは明確である。産業界とNRCは、PRAに巨額の資金を投じてきたが、リスク情報を活用した所見の適

用は残念ながらあまり進んでいない。これに取り組むため、産業界は、戦略目標としてリスクと PRA モデル開

発をより深く理解するためのビジョンと計画を築き上げてきた。その最初の一歩は、PRAモデルでリアリズムの

問題に取り組むことである。この点で、NRC と産業界はともに経営幹部レベルで「リスク情報を活用した運営

委員会」（Risk-Informed Steering Committee）を組織している。2014年前半に始めたが、私たちは建設的に関

与するつもりである。

PRAモデル開発の状況に関しては、NEIは、PRAが現在運転中のプラントをサポートする範囲の情報を収集

している。この報告書は被許可者が現在までに投じてきた相当額の資金を反映している。レベル 1（炉心損傷頻

度）内部事象、内部浸水、内部火災、外部事象、低出力/停止（LPSD）運転、およびレベル 2（格納容器パフォ

ーマンス）モデルに関する情報は、この付属書に記載する。このマトリックスはまた、米国機械学会（ASME）

/米国原子力学会（ANS）合同PRA基準のNRC承認部分に対するこれらのモデルの相互評価の状況を示す。そ

の集約情報では、リスク情報を活用した意思決定への産業界の公約、および産業界の相互評価プロセスを通じて

のPRA技術の妥当性の達成への貢献を実証する。

米国にあるすべての運転中の原子炉は、定量的内部事象 PRA モデルを維持していると報告した。さらに、そ

れらの原子炉の75%超は、プラントに対し高い水準で所見の適用を可能とさせ、さらに安全の向上を可能とさせ

る火災 PRA モデルを推し進めてきた。これらのモデルをサポートする方法が進化し続け研究の対象となる時で

さえそうであった。

この情報を検証するに際し、以下の点について明確に留意することが重要である。

多くのプラントには、外的事象に対する個別プラント評価（IPEEE）モデルがあるが、こうしたモデルは

現代的ではなく、完全なPRAでもない。IPEEEモデルしかないプラントは、そのため、既定のイニシエ

ータ区分のモデルがないものとして報告される。レベル2モデルの場合、放出頻度とソースタームの評価

が早期大規模放出頻度（LERF）スコアのそれを上回るもののみ、レベル2モデルとして報告される。LERF

は、レベル１モデルおよび相互評価の一部として対処する。

完全なレベル2またはLPSDのためのNRC承認のASME/ANS PRA基準がないので、相互評価は実施

されていない。

なお、「PRA や RIR はパフォーマンス向上への“魔法の手（Magic Hand）”である」という考え方は現場か

ら見ると偏ったものであることを注記しておきたい。

RIRは有用なツールではあるが、原子力発電所の実際の運転経験を理解する時には、他の要素も考慮に入れる

必要がある。Oconee原子力発電所の運転部門担当副社長Scott Batson氏は2016年2月後半のヒアリングにお

いて「RIRアプローチについては、早急な結論は控えなさい」と語った。以下、彼の言葉を引用する。

「Oconee 原子力発電所の場合、規制リスク情報を活用した認可では、リスク情報を活用した所見は参考には

したが公式にはほとんど何もすることはなかった。Oconee原子力発電所とDuke Energy社（Oconee発電所の

他に原子力発電所を6カ所所有）は、RIRをあまり適用していない。RIRアプローチを適用するには、特にPRA

解析を支持するには、事業者がしなければならない業務は膨大な量に上る。

構造物および再現性をそのプロセスに加えた ROP には、それに関連したメリットがある。しかし、そのメリ

ットは事業者の負担を実際に軽減させることはなかった。それはプロセスの定義付けには役立った。Oconee 原

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子力発電所は最も古い原子力発電所の一つであるため、依然として規制機関からの注目や関心が集まっている。

リスク情報を活用した規制を深く理解するためにRIRを利用しているが、パフォーマンスの向上に実際に影響を

与えたことはない。」

（では、何がパフォーマンス向上の要因かという質問に対して）

「INPO はWANO の取り組みを見て米国産業界に安全性向上、停止回数・頻度削減、不具合の発生防止・緩

和、など改善する方策を普及していった。とにかくシステム改善に総合的に地道に取り組んでいったことがすべ

てであり、設備利用率は結果に過ぎない。そのために投資した額はここ何十年で何百億ドルにも上る。

米国エネルギー業界は 1980 年代から競争環境にあった。その中で原子力が生き残るには、安全性向上だけで

なく経済合理性の実績も必票だったし、さらに再生可能電源も入ってくる中、効率的な事業運営は常にチャレン

ジだった。我々は徹底したコスト管理－ウラン燃料調達、メンテナンス計画、要員配置－の下、全てを最適化す

る努力を続けてきた。停止期間短縮のためにはクリティカルパスの工程管理が必須だが、どの機器をいつ補修す

るか、ひとつひとつ丁寧に議論して詳細まで詰めている。

もし決定論一辺倒でゼロリスクを追求していたとしたら産業界でこれ以上我々は事業を続けられなかっただろ

う。そのうえで産業界は、設備利用率だけではない全てのパフォーマンス指標において常にオープンチャレンジ

を続けている。」

要約すれば、現場のパフォーマンス向上の鍵は一にも二にも日々の細かな努力の積み重ねであり、RIRはその

支援をする有用なツールの一つにすぎないということであろう。RIRやROPを導入したからパフォーマンスが

向上したと解釈するのは誤りで、その背景にある産業界の意識そのものに着目すべきである。

1-2-6 事象をめぐる産業界による改善の取り組み

米国の産業界は大きな事象を経るたびに、その都度自主的なものも含めてフィードバックをかけてきた。有識

者へのヒアリングからは、福島事故前について、以下の（1）～（4）が大きく影響してきたとの指摘があった。

（1）Browns Ferryでの火災20

1975年3月22日、Browns Ferry 1号機の原子炉建屋とケーブル処理室の間の貫通部の気密性試験を実施中、

漏えい空気を確認するための蝋燭の火がシール材に引火し、火災が発生した。火災が進むにつれて複数の安全系

機器が誤作動、誤表示を起こし、プラントの安全性が確認できない状態となった。発火から消火までに8時間か

かり、安全系628本を含む1600本以上のケーブルが焼損した。

火災が重大な事象に至った要因として、貫通部のシール材に可燃性の発泡ポリウレタンが使用されていたこと、

燃焼しやすい絶縁材や被覆材のケーブルが使われていたこと、ケーブルが系統分離されていないため損傷が複数

系統に及んだこと等が挙げられた。

この火災により、米国では火災防護の基本的考え方として、火災を発生させないこと、発生した火災を速やか

に検知し消火すること、火災による損傷の規模を最小限に抑えることという、深層防護の考え方が取り入れられ

た。各要件はNRCの主管部署の技術見解書（Branch Technical Position APCSB9.5-1）として1976年5月1

日に発行され、その後に正式な規制（10CFR50.48及び10CFR Appendix R）として1981年2月17日に施行

された。深層防護の充実を目的としてこれまでに整備された米国の火災防護規制の特徴としては、波及的影響も

考慮した火災防護設備の耐震性確保や、主従関係にない事故・事象の重畳を想定しなくてもよいこと、認可更新

の評価対象としての指定や一部設備へのメンテナンス・ルールの適用等がある。

1988年11月23日にはNRCから火災による炉心損傷頻度（Core Damage Frequency: CDF）の評価が要求

（GL 88-20 Supplement 4）され、他の外部要因の評価もあわせて結果をまとめた 2002 年 4 月の最終報告書

（NUREG-1742）によると、内部要因のPDFよりも1桁程度厳しい値が算出されたプラントもあった。

20 https://www.nsr.go.jp/data/000050194.pdf

28

なお、プラントは1976年7月2日にNRCの許可を得て、1976年9月24日に系統復帰を果たしている。

（2）Peach Bottomでの運転員居眠り21

1985年6月10日、NRC検査官がPeach Bottomの中央制御室で勤務中の運転員が居眠りしている様子をと

らえた。運転員は否定したが、いずれにせよプラントの安全上受け入れがたい勤務態度であった。その後、同発

電所では運転操作ミスによるトラブルが続き、1986 年 8 月、NRC が懸念を示したのに対して、Philadelphia

Electric Company社（PECo）は運転員がGeneral Electric社（GE）の技術者の支援を受けられるようにする

ことを伝えた。しかし、1987年3月24日には、再び勤務中の運転員が居眠りしているという情報がNRCに寄

せられた。NRCは度重なるトラブルの原因調査や居眠り情報に対する聞取り調査を行い、1987年3月31日に、

PECoに対し、「運転の継続は公衆の健康と安全を脅かす」として運転の停止を命じた。この命令の2日後、ワシ

ントンポスト紙は「NRCはとても頼もしく、Peach Bottomの停止は公衆を安心させるものである。」と報じた。

1987 年 8 月 7 日、PECo はこの問題の根本原因をまとめたアクションプランをNRC に提出した。しかし、

PECo は運転員に責任を負わせるばかりで社内のマネジメントに言及しておらず、INPO やNRC からは根本原

因分析が不十分であると指摘を受け、1987年10月8日にNRCはPECoに対してアクションプランは不十分で

あるとの回答をした。

その後、1987年11月25日にPECoはアクションプランの改訂版を提出した。1987年12月7日、INPOの

会長はPECoのCOOに内部調査資料を見せるよう要求したが、強く断られた。しかし、INPOには安全性のパ

フォーマンスに関わる事実を知る権利があるとの主張がなされ、最終的にCOOは INPOの調査チームが資料を

調べることに同意した。内部調査資料からは居眠りの他にも、中央制御室の定員が不足していたり、業務と関係

ない本を読んでいたりするなど、Peach Bottomの問題がそれまでに報告されていたよりも蔓延しており深刻で

あることがわかった。1988年1月11日、INPOの会長はPECo取締役会の特別（原子力監督）委員会の議長に

対し、「皮肉なことに、現状の問題は運転員のプロ意識を改善しようとする試みに起因しており、その狙いで1986

年以降にGE の技術者を雇い入れたことに対して運転員が反発して不適切な振る舞いをするようになり、GE の

技術者はPECoの管理者に訴えても変わらないため、最終的にNRCへ報告することとなった。」と伝えた。1988

年2月から3月にかけて、経営層の交代があった。1989年3月22日、NRCはPeach Bottomの中央制御室運

転員の労働時間を制限するという運転ライセンスの改訂を承認した。これは、要員不足が運転停止につながる問

題の原因になっており、労働時間を制限することで要員不足から守ることができるという考えによるものである。

1989年4月14日、NRCは投票の結果3-0でPeach Bottomの停止命令を解除することとした。1989年12

月11日、3号機が電力系統に接続され、長期停止が終了した。

（3）Millstoneでの安全規則違反22

1996 年 3 月 4 日付けの TIME 誌に、Millstone の運転管理を糾弾する記事が掲載された。記事によると、

Millstone 1 号機が燃料取替作業において日常的に安全規則に対する違反がなされていた。さらにその記事は、

NRCもその問題を見抜けるだけの情報を持っていたと批判した。具体的には、Millstone 1号機において、原子

炉の停止後に十分な冷却期間をとらず、設計で担保された発熱量条件を超える使用済燃料を使用済燃料プールに

移送することで、燃料取替期間を短縮し、設備利用率を向上させて利益を確保していた。Millstone では、安全

性に関わる問題提起をする従業員が管理職から無視され、とにかくコストを低減することが称賛される文化があ

ったと指摘された。

TIME誌による記事を受け、NRCは事業者であるNortheast Utilities社に対し、1996年6月27日、停止し

ていた1～3号機について、NRCの許可を得るまで運転を再開することを禁じるとともに、1997年12月10日、

調査で明らかになった違反事項に対して罰金210万ドルを科した。

本件の原因として原子力発電所における構成管理（Configuration Management: CM）の不備が指摘され、1996

年10月、NRCは原子力発電事業者に対して、設計基準情報の妥当性確認を要求し、設計基準要件との適合性の

21 http://www.ucsusa.org/sites/default/files/legacy/assets/documents/nuclear_power/peach-bottom-3.pdf 22 http://www.cmbg.org/papers/2007Presentations/2007Presentations.htm

29

チェックが徹底的に行われた23。

この後、Millstone 1号機は経済性の理由から永久停止となり、2号機及び3号機は運転再開までに2年半以上

を要した。停止による損失とチェックにかけるコストは数 100 万ドルの負担となり、最終的にはプラントを

Dominion 社へ売却することとなった。なお、Dominion 社も本件への対応として約 5,000 万ドルのコストを費

やし、他にもDC Cook発電所やClinton発電所等は2年以上の停止を余儀なくされた。しかし、この適合性チ

ェックのおかげで全発電所の構成管理が改善され、その後の高稼働率につながっているとも見ることができる。

（4）Davis Besseでの原子炉圧力容器上蓋腐食24

2002年2月16日に始まったDavis Besseの燃料取替停止期間において、原子炉圧力容器上蓋貫通ノズルの超

音波探傷試験を行ったところ、6 本のノズルにおいて軸方向亀裂指示が認められ、そのうちの上蓋中央付近に位

置している 3 本では原子炉冷却材の漏えいに至っていた。2002年 3月 6日、設置者が機械加工による修理を行

ったが、この途中でノズルから器具を取り外した際、当該ノズルが傾いた。この原因を明らかにするため、設置

者はノズル No.3 周辺の上蓋の状態を調べることとし、上蓋からノズルを取り外して、付近の上蓋の肉厚測定な

どを行った。その結果、2002年3月7日、目視検査により、ノズルが傾いた方向に、上蓋の窪みが見つかった。

この窪みは、ノズル貫通部から上蓋の外周部側に向かって長さ約 5～7 インチ（127～178mm）に及んでおり、

最も幅の広いところでは約 4～5 インチ（102～127mm）であった。この窪みの体積は約 125 立方インチ

（2,048cm3）、重量約 35 ポンド（16kg）と推定されている。また、窪み部分の最小肉厚は、上蓋の内表面に取

り付けられたステンレス鋼製クラッドの厚さ約3/8インチ（9.5mm）であることが判明した。クラッドは耐食層

として設計されており、圧力構造材としての強度を担っていないため、これは原子炉冷却材圧力バウンダリの喪

失を意味するものである。なお、このクラッドにも亀裂の存在が確認された。

直接的な原因は、ノズルにおいて１次冷却材環境下における応力腐食割れによる亀裂が生じて、そこから一次

冷却材の漏えいが長期にわたって継続し、その結果、当該ノズル周辺にホウ酸が堆積して上蓋材の腐食を引き起

こしたことによるものと結論づけられた。しかしさらに、設計上の問題（上蓋の目視検査やホウ酸堆積物の除去

を行うための開口部の位置など）により上蓋の検査や洗浄が十分に行われていなかったこと、10年ほど前からこ

の設計変更をメーカが求めてきたにも拘わらず実施されていなかったこと、格納容器エアクーラ及び放射線モニ

ターのフィルターにおいてホウ酸や腐食生成物の蓄積が認められてきたにも拘わらずその源の特定を行わなかっ

たため上蓋の腐食を見つける機会が見逃されてきたことなど、Davis Besseにおける運転管理上の問題が、長年

にわたって上蓋の腐食を検知できず著しい腐食に至った原因とされている。

これらの問題を受け、NRCと INPOは安全文化に係わる諸活動の在り方を見直し、「安全文化の自己評価活動

を確認する仕組みの導入」と「事業者の組織風土等を NRC が評価する」といった 2 点が変更された25。INPO

は2002年11月に、全原子力発電所に対して安全文化自己評価活動の実施を要請するとともに、IAEA・INSAG-4

「安全文化」をベースに、米国の組織風土の特徴であるリーダーシップ、是正措置活動の要素を加味した「強固

な原子力安全文化の原則」を2004年11月に発行した。また、この原則を踏まえた発電所の運用基準や関連する

ガイドライン、マニュアル等の制改定等を行い、INPO自身による発電所や事業者本社を対象とする評価活動を

2005年から開始した。一方、NRCは2006年5月に安全文化の構成要素として13項目26を発表し、これに基づ

く検査を2006年7月から開始した。安全上の問題があった際には、問題の程度に応じて、「事業者による安全文

化の自己評価」、「第三者等による独立した安全文化評価」、「NRC による安全文化の評価」が追加で実施される

ことになった27。

23 http://www.inss.co.jp/seika/pdf/10/082.pdf 24 http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_No=02-07-04-19 25 http://www.jsm.or.jp/jsm/images/at/report/JSM_SQ_20130130.pdf 26 ヒューマンパフォーマンス（1.意思決定プロセス、2.資源、3.作業管理、4.作業実施）、問題の摘出と解決（5.

是正措置プログラム、6.運転経験、7.自己評価と独立評価）、安全を重視した作業環境（8.懸念を表明できる環境、

9.報復を意識することを予防し、検知し、低減する）、その他の安全文化要素（10.説明責任、11.継続して学ぶ環

境、12.組織変更管理、13.安全ポリシー） 27 http://criepi.denken.or.jp/jp/civil/result/presentation/report_shakai_risk2008/P-12.pdf

30

2004年3月8日、その先5年間に安全文化内部評価（2年を超えない範囲で実施）及び外部評価（2004年及

び 2006 年の 2 回実施）、各月のプラント安全性能指標の提示、毎年の QA 報告を条件として、Davis Besse は

NRCから再起動を許可され28、2004年3月16日に電力系統に復帰している。

（5）福島事故

NEI、EPRI及び INPOによる取り組み

福島事故後、NEIは、EPRI及び INPOの協力のもと、直ちに米国内の104基（当時）の商業用原子炉の安全

性再点検を開始した。点検は、原子力発電所が、福島で起きたような地震･津波に加え、台風や洪水、竜巻、物理

的攻撃等の異常事態に対処できる備えを有しているかという観点から行われた。2011 年 5 月と 6 月に 3 機関に

よる検討結果が公表され、1970年代以降に実施された様々な安全対策を背景に、米国の原子力発電所は安全であ

ると結論づけながらも、福島事故対応を通じて得られた経験をもとに、今後も安全基準の改善や、業界間及び

NRC等の政府機関との緊密な協力体制作りに努めるとした29。

その後、NEI、EPRI及び INPOは、福島事故の教訓を踏まえた米国産業界としての取り組みの統合・調整を

目的に、事業者の役員らとともに、福島事故対応運営委員会（Fukushima Response Steering Committee）を

設立し、取り組みの戦略を策定した。

なお、後述のとおり、NRC は産業界とは独立に、福島事故のレビューと、原子炉の安全性強化のための勧告

（recommendation）を実施している。産業界とステークホルダーは、福島事故の教訓を踏まえた取り組み及び

新たな規制要件について、効果的・効率的な実施を目的にNRCと定期的に議論を重ねている。

EPRI、INPO及びNEIが2016年2月に公表した報告書「The Way Forward‐U.S. Industry Leadership in

Response to Events at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant‐」によれば、福島事故を受けた取り組み

の概要は以下のとおり30。

産業界及び NRC 検査官の詳細検査により、地震及び溢水（flooding）に対する原子炉サイトの防護を確

認

各原子炉における緊急時のバックアップ能力の多層化及び柔軟化（ポンプ車・発電機車等の可搬型設備の

追加設置等。この取り組みは、追加設備が様々な用途に柔軟に活用できることから“flexible”の頭をとっ

て“FLEX”と名付けられており、米国原子力産業界における福島事故の教訓を踏まえた対策の基礎と位

置付けられている。）

事故対応のための戦略的提携（Strategic Alliance for Event Response：SAFER）対応センターを米国内

2 箇所（Arizona 州 Phoenix・Tennessee 州 Memphis）に新設し、緊急時対応設備の備蓄を実施。同時

に、米国内の全ての原子炉に緊急時対応設備を24時間以内に輸送するための指針を策定

緊急時対応能力の強化のために、既存の緊急時操作手順書一式を最新化及び改良

事故発生時における協調した支援実施のため、INPO、NEI及びEPRI等の組織間の緊急時対応体制を最

新化

地震及び津波の可能性の再評価と、それらが原子力施設の安全性に与える影響の評価を実施

使用済燃料貯蔵プールの監視能力強化のために新たな計装設備を設置

シビアアクシデント時の放射能リスクの低減のために、一部の炉のベントシステムを強化し、手順書を改

良

人員配置・コミュニケーション設備を含む緊急時対応能力を強化

28 http://www.meti.go.jp/committee/materials/downloadfiles/g50908a06j.pd 29 http://resources.nei.org/documents/japan/FactSheet_US_Nuclear_Plant_Enhancements_5-27-11.pdf 及び

http://www.nei.org/corporatesite/media/filefolder/Way_Forward_2_23_12.pdf 30 http://www.nei.org/CorporateSite/media/filefolder/Backgrounders/White-Papers/The-Way-Forward-Final.pdf

31

図 1-3 福島事故を踏まえた米国原子力産業界の取り組み

（出所）NEIホームページ31

なお、NEI は、こうした取り組みに対する原子力産業界の投資額が 2016年 2 月時点で 40億ドル以上に上っ

ていると発表している32（内訳等については明示無し）。

NRCによる勧告

福島事故後、NRC はタスクフォースを設置し、事故から教訓として学ぶべきものを選定するため、事故状況

のレビューを実施。2011 年 6 月、同タスクフォースは、米国の原子炉の安全性強化を目的とする勧告

（recommendation）を行った。NRCは同勧告及び事業者・ステークホルダーとの協議を踏まえ、福島事故の教

訓を踏まえた対策として、優先度別に3つの段階（tier）からなる取り組みを承認。Tier 2、3の実施については

2015年11月時点において一部まだ議論中であるが、Tier 1については優先的に実施されている。Tier 1の概要

及び2015年11月時点における進捗状況は以下のとおり33。

表 1-5 第1段階（Tier 1）の概要

取り組み概要種別

Mitigating Strategies

（リスク低減戦略）

電源喪失の長期化時における原子炉の安全性維

持能力の強化

Orders

（指令）

Spent Fuel Pool Instrumentation

（使用済燃料プール計装）使用済燃料プールの水量レベルの計測の多様化

Hardened Vents

（ベント強化）

マークⅠ、マークⅡ型 BWR における格納容器

ベントシステムの強化

31 http://www.nei.org/Issues-Policy/Safety-Security/Fukushima-Response 32 http://www.nei.org/News-Media/Media-Room/News-Releases/U-S-Nuclear-Energy-Industry-Strengthens-Safety-wit 33 http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/commission/slides/2015/20151117/staff-20151117.pdf

32

Walkdowns

（地震・溢水対策ウォークダウン）

各プラントの既存の地震・溢水対策のウォーク

ダウンを実施し、不備があれば改善

Requests for

Information

（情報提出要請）

Seismic Re-evaluations

（地震再評価）

最新情報に基づき地震の可能性を再評価し、設

備のアップグレードが必要か判断

Flooding Re-evaluations

（溢水再評価）

最新情報に基づき溢水の可能性を再評価し、設

備のアップグレードが必要か判断

Staffing & Communication

（人員配置・コミュニケーション）

同一サイトの複数炉に影響のある事象に対する

人員配置・コミュニケーション体制の評価

Mitigation of Beyond Design Basis

Events

（設計外事象に対するリスク低減）

電源喪失が長期化した際の安全性維持能力の強

化等 Rulemaking

（ルール策定） Containment Protection and Release

Reduction

（格納容器保護・放射性物質漏出抑制）

炉心損傷時の放射性物質漏出抑制策やフィルタ

ーの評価等

（出所）NRCホームページ34より（一財）日本エネルギー経済研究所作成

図 1-4 第1段階（Tier 1）の進捗状況（2015年11月時点）

（出所）NRCホームページ35

34 http://www.nrc.gov/reactors/operating/ops-experience/japan-dashboard/priorities.html 35 http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/commission/slides/2015/20151117/staff-20151117.pdf

33

1-3 米国原子力発電所の運転実績推移

図 1-5 米国の原因別運転停止時間の推移

（出所）IAEA, Operation Experience Dataより（一財）日本エネルギー経済研究所作成

米国における原子力発電所の設備利用率は1980年代後半から上昇を続け、2001年に初めて90%以上（91%）

を達成して以降、現在に至るまで90%前後の高い水準で推移している。2001年以降、計画外に長期運転停止し、

年間設備利用率が0%となった発電所は、（1）Crystal River 3号機、（2）Davis Besse、（3）Fort Calhoun及び

（4）San Onofre 2,3号機の計4例である。以下に長期運転停止の経緯を概説する。

（1）Crystal River 3号機36

Crystal River 3号機は、フロリダ州に位置する出力89.9万kWのPWRで、Progress Energy社（Duke Energy

社の子会社）が運転していた。2009年9月、Progress Energy社は燃料交換と蒸気発生器（SG）取り替えのた

めに同機を計画停止。SG を通す開口部を格納容器壁面に開けた際、3 層構造の壁内部に隙間が出来ているのを

発見。これを修理するために行った作業で新たな剥離が生じるなど、改修工事は長期化。2012年10月に同炉の

包括的な改修計画案を独立のエンジニアリング会社が分析した結果、少なくとも 14 億 9,000 万ドルのコストが

かかるとともに、運転再開までの期間もさらに長引くことが判明。これを受け2013年2月、Duke Energy社は

火力発電所等を新たに建設することで同原子炉の設備容量を代替することとし、同原子炉の閉鎖を決定した。

（2）Davis Besse

Davis Besseは、オハイオ州に位置する出力95.6万kWのPWRで、FirstEnergy Nuclear Operating Company

（FENOC）社が運転している。第1章1-2-5（4）Davis Besseでの原子炉圧力容器上蓋腐食に述べたとおり、

同発電所は、2002 年 2 月からの燃料取替停止期間中において確認された原子炉圧力容器上蓋の腐食、及びそこ

から発覚した同社の運転管理上の問題への対応のため、2004年3月まで2年余りの期間、運転を停止した。

36 日本原子力産業協会原子力産業新聞及びDuke Energy社ホームページ

http://www.duke-energy.com/power-plants/nuclear/crystal-river.asp

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補修＆燃料交換補修その他装置トラブル燃料交換補修＆燃料交換その他外部要因

計画内

計画外

外部要因

34

（3）Fort Calhoun37

Fort Calhounは、ネブラスカ州に位置する出力53万kWのPWRで、Omaha電力公社（OPPD）が運転し

ている。2011 年 4 月、同発電所は燃料交換のために停止したが、同年 6 月、ミズーリ川の記録的氾濫により、

変圧器建屋の周囲まで浸水。建屋内部への浸水による停電に対する備えとして非常用電源への切り替え等の措置

を行い、冷却機能は維持していたが、その後、切り替えた電源の整備不良により火災が発生。90分間使用済燃料

プールの冷却機能が喪失する事態となった。この事象により、同発電所は OPPD による不備の改善が完了し、

NRCによる承認が下りるまで再稼働不可となり、2013年12月まで約2年半に渡って運転を停止した。

図 1-6 浸水するFort Calhoun発電所（2011年6月）

（出所）NY Times38

（4）San Onofre 2,3号機39

San Onofre 2,3号機は、カリフォルニア州に位置する出力各112.7万kWのPWRで、Southern California

Edison（SCE）社が運転していた。2012 年 1 月、SCE 社は、3 号機の蒸気発生器（SG）の 1 つから放射能漏

れを探知したことから、予防措置として同炉を停止。燃料交換等により停止中だった 2号機（3 号機と同型）で

も、三菱重工業（MHI）製 SG の同じ部分で予想外の破損が発見されたため、SCE 社は両炉を停止状態とし、

再稼働に向けた調査を行った。しかし、翌年6月、同社は再稼働に向けた規制プロセスが長引く中、両炉の再稼

働の見通しが不透明なままでは顧客や投資家に対して良い状況ではないと判断し、2.3 号機ともに閉鎖すると発

表した。なお、SCE社は、同発電所所有者とその顧客が被った損害を全額賠償するよう求め、SGの製造者であ

るMHIを提訴しており、現在も係争中である。

37 NRC, http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML1117/ML11178A307.pdf, http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML1210/ML12107A432.pdf,

http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML1335/ML13352A090.pdf 38 http://www.nytimes.com/2011/06/21/us/21flood.html 39 日本原子力産業協会原子力産業新聞及びSCE社ホームページ等

http://newsroom.edison.com/releases/southern-california-edison-announces-plans-to-retire-san-onofre-nuclear-generating-station

35

第2章各国における既設炉の実績及び継続的な安全運転に向けた取り

組み

2-1 韓国


2016年2月現在、韓国では25基（24.1GW）の原子炉が運転中である。また、3基（4.2 GW）が建設中、8

基（11.6 GW）40が計画中である。2011年12月に建設許可を取得したShin-Hanul 2号機のコンクリート打設

が2013年7月に開始されており、Shin-Kori 5，6号機は2014年1月に電源開発事業実施計画が政府の承認を

受けている41。

以下に韓国における商業用原子炉一覧を示す。

表 2-1 韓国の商業用原子炉一覧（運転中）


表 2-2 韓国の商業用原子炉一覧（建設中）


40 World Nuclear Association, http://www.world-nuclear.org/information-library/country- profiles/countries-o-s/south-korea.aspx 41 日刊工業出版プロダクション「原子力年鑑2016」


[Net, MW]

出力 [Gross, MW]

発電開始日

KORI-1 PWR Operational Gijang-gun 576 608 1977/6/26




HANUL-5 PWR Operational Ulchin-gun 998 1051 2003/12/18






WOLSONG-3 PHWR Operational Gyeongju-si 665 688 1998/3/25




HANBIT-1 PWR Operational Yeonggwang-gun 997 1000 1986/3/5






SHIN-KORI-1 PWR Operational Busan & Ulsan 999 1049 2010/8/4

SHIN-KORI-2 PWR Operational Busan & Ulsan 996 1046 2012/1/28

SHIN-WOLSONG-1 PWR Operational Gyeongju-si 997 1045 2012/1/27

SHIN-WOLSONG-2 PWR Operational Gyeongju-si 993 1000 2015/2/26

SHIN-KORI-3 PWR Operational Ulsan 1340 1400 2016/1/15


[Net, MW]

出力 [Gross, MW]

発電開始日

SHIN-HANUL-1 PWR Under Construction Ulchin-gun 1340 1400 -

SHIN-HANUL-2 PWR Under Construction Ulchin-gun 1340 1400 -

SHIN-KORI-4 PWR Under Construction Ulsan 1340 1400 -

36


2011年10月、韓国の原子力安全規制組織はそれまでの教育・科学技術省（MEST）傘下から大統領直轄の独

立規制機関となった後、2013 年 3 月に国務総理室直属機関として再編された。新しい安全規制機関「原子力安

全・核セキュリティ委員会（Nuclear Safety and Security Commission: NSSC）は、韓国の原子力関連施設の安

全性・核物質防護に係る規程を定め、監督する唯一の規制機関である。常任の委員長及び7人の非常任委員から

構成されており、傘下の原子力安全庁（Korean Institute of Nuclear Safety: KINS）及び核不拡散管理庁（Korean

Institute of Nuclear Nonproliferation and Control: KINAC）が安全規制及び核拡散防止の実務を担当している。

NSSCの組織図を下図に示す。

図 2-1 韓国原子力安全・セキュリティ委員会（NSSC）組織図

（出所）NSSCホームページ

原子力施設事故や核物質拡散等の緊急事態における対応を所管するのは NSSC の放射線防災局（Radiation

Emergency Bureau）である。

2-1-3 原因別停止時間実績推移

韓国では、2012～2013 年に品質保証書の偽造問題が発覚し、幾つかの原子力発電所で原子炉を停止して部品

を交換したために停止時間が増加した。その他、2011～2013年にかけてのHanul 4号機における蒸気発生器取

替えによる停止期間の長期化や、2012 年 12 月からNSSC による運転認可の更新審査を受けているWolsong 1

号機の停止のため、2000年代に比べて、近年は停止時間が増加気味である。

37

図 2-2 韓国の原子力発電所の原因別運転停止時間の推移


上述した品質保証書偽造問題をきっかけとして、主に海外から調達する部品について製造過程等で瑕疵がない

かどうか確認するシステム（Counterfeit Fraudulent Suspect Items: CFSI42）が導入されたことも、計画停止期

間の長期化を招いている。通常、取り換え部品の調達はプラント運転サイクルとは切り離して行われるため、CFSI

の確認プロセスが計画停止期間に影響を及ぼすことは本来ならば無いが、韓国ではこの手続きが導入されてから

まだ日も浅く、確認プロセスに時間がかかる結果、部品の納入遅延につながっているのが2014年～2015年の実

態である。韓国水力原子力発電（Korea Hydro & Nuclear Power Co.: KHNP）では、このCFSI導入による停

止期間の延長効果を約30日と評価している。

2-1-4 安全性向上の取り組み

2011年の福島事故以降、審査・検査に臨む規制機関の姿勢が厳しくなったことは韓国の事業者や有識者から指

摘がなされている。具体的には、それまではトラブルが発生してもその直接の要因が判明し、機器の修理が完了

しプラントが健全に運転できることが確認されれば、規制機関（KINS）は再稼働を認めていたが、現在 NSSC

は基本的にトラブルの直接原因だけではなく根本原因まで究明しなければ再稼働の認可を出さなくなっている。

このように規制機関の姿勢が厳格化した背景には、世論、特に立地地域が原子力事業者に対する信頼を失い、

強い反対の態度に出るようになったことが挙げられる。今や地元同意が再稼働の条件となり、トラブル後の再稼

働や新規建設などに対して明確に発言し、しかもそれが実際に事業者の行動を左右するようになった。現在、地

域は独自の監視グループを作り、ドイツ等の先進国から専門家を自ら呼んで発電所のレビューをさせている。ト

ラブルが生じると事業者はまず情報公開し、地元に対して丁寧な説明を行い、地域住民を“説得（persuade）”

しなければ再稼働を容認されない慣習となっている。

このような立地地域の意思に加え、福島事故後に独立規制機関として設立されたNSSCの成り立ちも慣習の変

化の要因であろう。NSSCの7人の委員のうち、副委員長を含む2名は反原子力派である。一人は大学の医学部

42 Counterfeit, Fraudulent and Suspect Items（CFSI）はもともと米国で導入された制度で、NRCにその規定がある。

http://www.nrc.gov/about-nrc/cfsi.html

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補修＆燃料交換補修その他装置トラブル燃料交換人的要因その他外部要因

計画内

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外部要因

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教授、一人は環境問題専門の活動家だった経歴を持つ。したがって意思決定機関としてのNSSCの決定にはかな

り原子力に対して厳しい見方があることは否定できない。ただ、その2人の反原子力派が“何も聞かない”わけ

ではなく、むしろ自分の専門外のことに関して業界の人間を呼んで話を聞き、理解しようとする姿勢は積極的と

言える。

規制機関はじめ関係機関の間のコミュニケーションに関しては、韓国は極めて良好である。意思決定機関であ

るNSSCの中で侮れない影響力を持つのがAdvisory Committee（諮問委員会）であり、NSSCはKINSによる

審査報告だけでなく、この諮問委員会の意見を聞いて基本方針を決めるところが大きい。実務的な問題でKINS

から諮問委員会に検討依頼が来ることもあり、規制機関は外部の意見にも積極的に耳を傾けると言う意味では「開

かれて」いるといえる。

そのコミュニケーションの要因を挙げるとすれば、韓国メディアでしばしば登場する“Nuclear Mafia”とい

う言葉があるが、まさにそれに象徴される原子力関係者の共有する価値観ゆえではないか、との認識が有識者に

よって示唆されている。多くの場合、そのつながりは同窓関係から発しており、ソウル国立大・韓国科学技術院・

漢陽大学の3大学がその主流を形作っている。そのつながりに属する構成員はどの分野のスペシャリストは誰か

をよく知っているし、何よりメンバー間には相互尊重（mutual respect）がある。

また、研究機関である韓国原子力研究所（Korea Atomic Enery Research Institute: KAERI）が規制と電力・

電力と市民とを結ぶ橋のような存在であることも相互意思疎通の要因のひとつである。もともとKINSはKAERI

から分離したし、KAERIもKHNP（旧KEPCOの原子力部門）も同じ政府系組織であった。その名残からKAERI

は現在でも KINS と頻繁な交流があるし、KHNP から設備やシステムの検査依頼が来ることもあるし、市民か

らの問い合わせが KAERI の窓口に来ることもある、と有識者は指摘している。このように、KHNP と KINS

は頻繁かつ随時の情報交換や議論ができているが、それも2012年に独立のNSSCが出来る前に比べると、やや

距離は遠くなったと当事者は感じているようである。

世論の悪化や規制の厳格化とは別に技術的な側面から安全性向上の取り組みを概観すれば、2000年代頃から導

入してきた「予防保全（preventive maintenance）」の浸透が大きな貢献をしている。例えば、ある圧力管（Pressure

tube）を交換するかどうか検討し、壊れる前に交換するような事例が相当する。データ蓄積が不十分なことを理

由にリスク情報を活用したRIAはまだ正式には規定化されていないものの、非公式には、例えばディーゼル発電

機の試験頻度を決める際に故障率データをもとにRIAを行っており、決定論だけでは不十分な場合の補完的手段

としてずいぶん活用している。

産業界はRIAを早く取り入れたがっているが、それについてKINSと産業界との間に若干温度差がある。NSSC

やKINSは、RIAによりこれまで見えていなかった問題点が顕在化することもある、と知っているが、産業界は

単純に「検査が合理化出来る」と楽観視しているという批判もある。従って、産業界と事業者との認識共有には

もう少し時間がかかるだろうと見られている。

運転開始後 30 年を迎えるユニットが増え、大型機器の取り換え工事が増えたことも近年の停止時間増加の要

因になっている。もっともこれは経験値を積み、改善されていく方向にある。

具体的には、運転開始後30年を超えたプラントの運転期間延長にもKHNPは精力的に取り組み、Kori 1号機

は2017年まで、Wolsong 1号機も2023年まで40年の寿命を全うできることとなった。このように経年化した

プラント向けにKHNPでは“Aging Management Program（AMP）”と呼ぶプログラムを取り入れている。福

島事故後はこれに加え、EUストレステストに準じた試験を運転延長申請する各プラントに適用することとした。

このような自主的安全性向上の取り組みに産業界が投資した累積額は、確かな統計データは無いが、関係者によ

ると10億ドルは超えていると推定される。

39

2-2 スイス


2016年2月現在、スイスでは5基（3.5GW）の原子炉が運転中である。スイスでは、2011年3月の福島事故

を受けて、2011年12月に脱原子力や原子力の新規建設の許可発行なしなどからなる動議が議会で採択されてお

り、建設中及び計画中の原子炉はない。ただし、脱原子力の確定には関連法の改正や制定が必要であり、議会で

の採決後に予定されている国民投票も含め、2016年以降にずれ込んでいる43。

以下にスイスにおける商業用原子炉一覧を示す。

表 2-3 スイスの商業用原子炉一覧（運転中）



スイスの安全規制機関は、連邦原子力安全検査局（Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate/

Eidgenössisches Nuklearsicherheitsinspektorat: ENSI）である。ENSIは原子力安全に関する独立した安全規

制機関で、原子力施設の技術的な審査、検査等を実施する。また、原子力安全及び放射線防護に関する指針を策

定する責任を有している。

前身は原子力施設安全本部（HSK）。HSKは2005年2月に施行された「原子力令（2004年12月10日）」で

原子力施設の原子力安全に対する責任を持つ監督官庁であることなどが定められた。また、2007年6月に「ENSI

に関する連邦法」が連邦議会で可決され、これまで組織上、連邦エネルギー局（Swiss Federal Office of Energy/

Bundesamt für Energie: BFE）の一部であった原子力施設安全本部（HSK）を連邦原子力安全検査局（ENSI）

として独立させることとなった。

また、諮問機関として、原子力安全委員会（Swiss Federal Commission of Nuclear Security: KNS）、放射性

廃棄物管理委員会（KNE、BFEに属する）、廃止措置・放射性廃棄物基金管理委員会（Decommissioning and waste

disposal funds、BFEに属する）が存在する。


スイスの原子力発電所の運転停止時間はおおむね 1 年当たり 1,000 時間以下で推移しているが、Leibstadt に

おける、2005年の発電機地絡による約半年間の計画外停止や、2012年の給水ノズルの応力腐食割れ箇所に対す

る肉盛溶接による停止期間の長期化により、停止時間が1,000時間を超えた年も見られる。

43 日刊工業出版プロダクション「原子力年鑑2016」


[Net, MW]

出力 [Gross, MW]

発電開始日

BEZNAU-1 PWR Operational BEZNAU 365 380 1969/7/17

BEZNAU-2 PWR Operational BEZNAU 365 380 1971/10/23

GOESGEN PWR Operational DAENIKEN 1010 1060 1979/2/2

LEIBSTADT BWR Operational LEIBSTADT 1220 1275 1984/5/24

MUEHLEBERG BWR Operational MUEHLEBERG 373 390 1971/7/1

40

図 2-3 スイスの原子力発電所の原因別運転停止時間の推移



スイスのプラントは1969年に運転開始した先進国では最古のBeznau 1号機から1984運転開始のLeibstadt

まで、型式・年代とも幅広い。いずれもこれまで世界各国の事故の教訓を反映してオペレータはバックフィット

及び寿命30年前から計画的な大規模補修を継続的に行ってきた。特に、1960年代に設計された古いプラントで

は当初設計に現在のような多重性も独立性もなかったから、1980年代から1990年代にかけて何度もバックフィ

ットを行う中で徐々に安全系の多重化や冗長化を進めてきた。

その取り組みは電力が自主的に進めたこともあれば、規制要求によりなされたこともある。例えばGosgenの

Bunker緊急停止装置44は電力が自主的に設計して取りつけたもので、洪水対策は福島事故後に規制要求にて追設

された。

運転・補修の観点からみれば、スイスのオペレータは裕度を持った保全・補修計画を組んでおり、安全を前提

に計画通り遂行することに注力している。この補修計画遂行を支えるのは高い技術力を有する専門家集団である。

発電所の従業員500名の他、補修計画要因がその数倍はおり、常に最適な補修プログラムをプラントに提供して

いる。その原動力は、スイスの全発電設備容量が極めて限られており、原子力発電所が高い設備利用率を達成し

なければ電力会社の収益も悪化するし、スイスの電力需給の収支も悪化するという危機感である。

部品・サービス供給構造の観点からは、スイスの発電所は全てサプライヤが異なる上、供給構造が固定化して

いないことが挙げられる。電力会社は基本的にはプラントを設計・建設したベンダーに補修を依頼しているが、

別のベンダーからも話を聞くし見積もりも取る。このため電力会社もコスト感覚が養われるしメーカ間でも競争

環境があり、電力会社にとって利益をもたらす補修計画を提案する素地がある、と関係者は指摘している。

安全規制を巡る規制機関と電力会社のコミュニケーションは普通になされている。ここでもコミュニケーショ

ンがスムーズな要因として、産業界の密な信頼関係と同胞意識を関係者は挙げている。

スイスではどの発電所も概ね良好パフォーマンスを記録してきたが、Muhlebergだけは政治的及び経営戦略上

の決定により、2019年をもって運転停止することとなった。地域の環境団体への政治的配慮が政治的理由であり、

競争環境下でこれ以上の投資負担は得策ではないと経営陣が判断したことが経営戦略的理由である。発電所によ

44 原語：Bunker Emergency Shutdown System。中央制御室外から原子炉・タービンを安全に停止させる装置。

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hours 補修＆燃料交換補修

改修・アップレート＆燃料交換その他

装置トラブル燃料交換

規制人的要因

その他外部要因

計画内

計画外

外部要因

41

りおかれた状況が異なるため、設備利用率の優劣が必ずしも運転延長の支配要因ではないことに留意が必要であ

る。

42

2-3 フィンランド


2016年2月現在、フィンランドでは4基（2.9GW）の原子炉が運転中である。また、Olkiluoto 3号機（EPR、

1.7GW）が2005年から建設中であるが、EPRとして初号機であったことやフィンランドで35年ぶりの新規建

設であったことなどから工事が大幅に遅れている。その他にOlkiluoto 4号機とHanhikivi 1号機が計画されて

いたが、Olkiluoto 4号機は同3号機の建設遅延の影響もあり、期限内での建設許可申請が困難となったため、2015

年6月に申請を断念した45。Hanhikivi 1号機（VVER-1200、1.2GW）は2015年6月に建設許可を申請し、2018

年に建設開始、2024年に運転開始の予定としている46。

以下にフィンランドにおける商業用原子炉一覧を示す。

表 2-4 フィンランドの商業用原子炉一覧（運転中）


表 2-5 フィンランドの商業用原子炉一覧（建設中）



社会保健省に属する放射線・原子力安全局（Radiation and Nuclear Safety Authority: STUK）が原子力安全

と放射線安全について安全規制を行う。

STUKは、規制と査察、許認可について管轄する、社会保健省（Ministry of Social Affairs and Health）に属

する安全規制機関である。原子力利用の安全面での全般的な監督権限を有し、安全に関する一般規則案の作成・

提案や詳細規則の策定を行う。STUKの使命として、放射線機器、放射性物質、核エネルギー、核物質の安全な

使用を確保することが挙げられる。STUKの組織図を下図に示す。

45 日刊工業出版プロダクション「原子力年鑑2016」 46 World Nuclear Association, http://www.world-nuclear.org/information-library/ country-profiles/countries-a-f/finland.aspx


[Net, MW]

出力 [Gross, MW]

発電開始日

LOVIISA-1 PWR Operational LOVIISA 496 520 1977/2/8

LOVIISA-2 PWR Operational LOVIISA 496 520 1980/11/4

OLKILUOTO-1 BWR Operational OLKILUOTO 880 910 1978/9/2

OLKILUOTO-2 BWR Operational OLKILUOTO 880 910 1980/2/18


[Net, MW]

出力 [Gross, MW]

発電開始日

OLKILUOTO-3 PWR Under Construction OLKILUOTO 1600 1720 -

43

図 2-4 STUK組織図

（出所）STUKホームページ


フィンランドでは計画外の運転停止期間は短く、良好な運転実績を維持している。

図 2-5 フィンランドの原子力発電所の原因別運転停止時間の推移



2008年、原子力法が改正され、一般的な安全及び防護原則が法律に追加された。この改正された原子力法に基

づき2013年12月、STUKによりYVL指針が全面改訂、発行された。この全面改訂は、西欧原子力規制者会議

（Western European Nuclear Regulators Association: WENRA）等を通じた原子炉新設にかかわる知見、製造

面の問題や審査の遅延が相次いだOlkiluoto 3号機建設の経験、福島事故の教訓等を反映したものとなっている。

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hours補修＆燃料交換補修

改修・アップレート＆燃料交換その他

装置トラブル燃料交換

規制人的要因

その他外部要因

計画内

計画外

外部要因

44

さらに、2015年5月には原子力法及び放射線法が改正され（大部分が同年7月に発効）、STUKの規制権限と

独立性の強化が図られた。従来は一般安全規則を政府が政令として定め、それに沿ってSTUKが詳細安全規則を

策定していたが、この法改正後は一般安全規則と詳細安全規則の双方をSTUKが策定するようになった。また、

原子力施設の許可発給において、STUKが意見書で提示する許可条件を政府が考慮しなければならないことが明

確化された。この原子力法改正に伴い、従来政令として定められていた各種一般安全規則の置き換えが開始され、

2016年1月には27の技術的項目を含む5件の安全規則が策定され、従来の規則では不十分であった部分の補足

等を行っている。一例として、従来規則が存在しなかった使用済燃料処分場における重大事故に関し、今回の策

定で規則が導入された。

45

2-4 フランス


2016年2月現在、フランスでは58基（65.9GW）の原子炉が運転中である。また、Flamanville 3号機（EPR、

1.7GW）が 2007年から建設中であるが、原子炉容器の鋼材組成の異常が明らかになるなど、建設工事に遅れが

生じている47。

以下にフランスにおける商業用原子炉一覧を示す。

表 2-6 フランスの商業用原子炉一覧（運転中）

47 日刊工業出版プロダクション「原子力年鑑2016」


[Net, MW]

出力 [Gross, MW]

発電開始日

BELLEVILLE-1 PWR Operational LENE 1310 1363 1987/10/14

BELLEVILLE-2 PWR Operational LENE 1310 1363 1988/7/6

BLAYAIS-1 PWR Operational BRAUD ST.LOUIS 910 951 1981/6/12




BUGEY-2 PWR Operational ST.VULBAS 910 945 1978/5/10




CATTENOM-4 PWR Operational CATTENOM 1300 1362 1991/5/27




CHINON B-3 PWR Operational AVOINE 905 954 1986/10/20




CHOOZ B-1 PWR Operational CHARLEVILLE 1500 1560 1982/7/17

CHOOZ B-2 PWR Operational CHARLEVILLE 1500 1560 1983/8/17

CIVAUX-1 PWR Operational CIVAUX 1495 1561 1983/5/16

CIVAUX-2 PWR Operational CIVAUX 1495 1561 1978/5/10

CRUAS-1 PWR Operational CRUAS 915 956 1978/9/21




DAMPIERRE-1 PWR Operational DAMPIERRE-EN-BURLY 890 937 1990/7/6




FESSENHEIM-1 PWR Operational FESSENHEIM 880 920 1987/11/14

FESSENHEIM-2 PWR Operational FESSENHEIM 880 920 1982/11/30

FLAMANVILLE-1 PWR Operational FLAMANVILLE 1330 1382 1983/11/29

FLAMANVILLE-2 PWR Operational FLAMANVILLE 1330 1382 1996/8/30

GOLFECH-2 PWR Operational AGEN 1310 1363 1997/4/10

GOLFECH-1 PWR Operational AGEN 1310 1363 1997/12/24

46


表 2-7 フランスの商業用原子炉一覧（建設中）



フランスの原子力規制については、2006 年に策定された「原子力分野における透明性と安全性に関する法律

（TSN法）」に基づき原子力の安全と放射線防護の監督を目的として創設された原子力安全機関ASN（Autorité

de sûreté nucléaire）が担っている。

ASNの主な役割は、規制文書と主要な決定についての意見を政府に提供するとともに、政府の代理として技術

的決定を行い、個別の案件の許認可（廃止措置等を除く）を発給することである。

また、ASNはその権限内で全ての事柄に関して政府を支援する。ASNの組織図を下図に示す。

GRAVELINES-5 PWR Operational GRAVELINES 910 951 1999/12/24






NOGENT-1 PWR Operational NOGENT-SUR-SEINE 1310 1363 1981/1/30

NOGENT-2 PWR Operational NOGENT-SUR-SEINE 1310 1363 1981/8/18

PALUEL-1 PWR Operational PALUEL 1330 1382 1980/12/10




PENLY-1 PWR Operational PENLY 1330 1382 1986/7/18

PENLY-2 PWR Operational PENLY 1330 1382 1993/6/18

ST. ALBAN-1 PWR Operational SAINT-MAURICE-L'EXIL 1335 1381 1990/6/7

ST. ALBAN-2 PWR Operational SAINT-MAURICE-L'EXIL 1335 1381 1984/8/28

ST. LAURENT B-1 PWR Operational ST. LAURENT DES EAUX 915 956 1985/8/1

ST. LAURENT B-2 PWR Operational ST. LAURENT DES EAUX 915 956 1980/3/13

TRICASTIN-3 PWR Operational PIERRELATTE 915 955 1980/8/26





[Net, MW]

出力 [Gross, MW]

発電開始日

FLAMANVILLE-3 PWR Under Construction FLAMANVILLE 1600 1650 -

47

図 2-6 ASN組織図

（出所）ASNホームページ

ASNは委員長の権限の下に、事務局長がASNの中央組織と11の地方組織を編成し、管理している。ASNを

管理し、戦略を決定するのは、原子力の安全及び放射線防護の分野の適性によって指名される5人の委員によっ

て構成される委員会である。

また、8 つの部門（原子力発電局、原子力圧力容器局、産業活動及び輸送局、研究所・廃棄物センター施設局、

電離放射線衛生局、環境・緊急事態局、国際関係局、広報局）があり、原子力活動に関する国の活動を管理して

いる。


フランスの原子力発電所の運転停止時間はおおむね 1 年当たり 1,500～2,000 時間で推移している。フランス

では負荷追従運転を実施している発電所もあり、年間に数時間から数十時間と微少ながら運転停止時間にも影響

を及ぼしている。

その他、経済的な理由も専門機関から指摘されている。具体的には、原子力設備容量が63GWあるところに加

え、2000年代後半から固定価格買取制度を利用した太陽光発電が卸電力市場へ参入し始め、供給過剰状態が起き

るようになったことが挙げられる。価格が低下している電力市場において、ベースロードである原子力がフル稼

働した場合、更に需給バランスが崩れて電力価格がマイナスになりかねない懸念が現実に存在する。そのため、

原子力発電所をフル稼働させず部分負荷運転の現状を維持するほうが、電力価格が負にならないので得ではない

かという推定が成り立つ。そうだとすれば、現在の設備容量では現状程度の設備利用率がコスト上の最適点であ

り、設備利用率の観点からは 63GWはやや設備過剰であるということになる。EDFとフランス政府の今後の政

策を注視したい。

48

図 2-7 フランスの原子力発電所の原因別運転停止時間の推移



2010年ごろからフランスはじめ欧州先進国が取り入れ始めたAP913と呼ばれる保守管理プログラムでは、燃

料交換と小規模補修と大規模補修とを分け、まとめて効率的・集中的な作業ができるようにした。補修・交換部

品の中でもグレードの高いものとそうでないものとを分別し、重要度の高い大規模設備には停止日数を確保する

一方、普通の部品に関してはリスク情報活用等により合理化を図ってきた。

プラントベンダーでありEDFに保守サービスを提供しているArevaではOutage management teamを作り、

作業ごとに専門スタッフを配置してEDFのサポートに24時間体制であたっている。また、従来は個別に対応し

ていた補修業務を俯瞰的にみられるよう統合管理し、全体最適化を図っている。例えば iPad を活用した保全業

務では、現場の写真をその場で本社や関係部署に送り、適切な対応を迅速に取ることが可能となった。

保守管理の最適化でAreva技術の結晶といえるのがSystem Engineeringである。例えばCOMSYという総

合的状態監視システムでは設備のモニタリングと材料データとを一元管理し、検査間隔や作業項目決定を支援し

ている。このような設備保守計画ではかなり前からリスク情報を活用した手法が浸透しており、今に始まった話

ではない。

フランスに限らず欧州には 1960 年代に設計された炉が未だに多く運転中であるが、これらの炉のバックフィ

ットについては、欧州電力会社及びプラントベンダーは早くから時間をかけて取り組んできている。ドイツ及び

フランスでは 1980～90 年代、各オペレータがプラントベンダーの設計面での支援を得て設備改良に長期的に取

り組んできた。Chernobyl事故を間近で見聞きした欧州規制機関は相当に厳しいスタンスで事業者に改善を求め

たが、規制側にも事業者側にもとにかく改良の意識があり、共同で基準作りに動いていた。問題が生じれば常に

設計にフィードバックしていく姿勢が結局コア・コンピタンス維持につながっている、と関係者は分析している。

ただ、オペレータEDFに対する安全規制機関ASNの評価は厳しい。計画外停止も目立つが、計画停止期間も

長いEDFは、ASNの目には備えが足りない（lack of preparation）ように受け取られている。リスク分析担当

チームがあらかじめ起こりえる事態を想定し、サプライヤとも十分な協議の上備えをしておくべきだったことが

できていない、例えば照明交換作業の際に踏み台があらかじめ用意されていない等、ロジ面での不備も目立つと

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hours燃料交換補修＆燃料交換補修その他装置トラブル

燃料交換人的要因その他外部要因

計画内

計画外

外部要因

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いう指摘もなされている。更に、EDFのガバナンス構造にはロジ担当チームと技術担当チーム（サプライヤも含

め）との連携が取れていない等、組織マネジメントに構造的な問題があるか、安全文化（safety culture）が欠け

ているのではないか、という指摘もある。

EDFの組織構造は複雑で細分化が進んでおり、担当間の連携が取れていないことの他、どうも発電所より本社

の力が強いとされている。何でも本社主導で進める結果、検査で見つかった不備情報が現場から本社関係部署に

共有されるまで時間がかかっており、タイムリーな対応ができていないことがある。検査で問題がわかれば停止

時間を延長して対応するのはやむをえないことだが、EDFにはできれば改善努力を自主的に、つまり規制に言わ

れたからやるのではなく自ら体制を見直し向上していく姿勢が期待されているとのことである。

規制機関から見た事業者の対応はたいへん真摯でタイムリーでまじめである。サイト駐在の検査官との間では

日常的に情報が共有されているし、地域情報委員会（CLI）への報告・連絡もきちんと行われている。2000年代

に公開意見募集（Public consultation）を何度か経て規制変更が行われた際も EDF からの情報提供はタイムリ

ーであった。ASNは、規制側とのコミュニケーションに関してはEDFの安全文化がきちんとできていると評価

している。一方で、規制機関（ASN 及びその事務局である IRSN）、電力、メーカ等関係者が参画するワーキン

ググループで定例的な議論と情報交換を引き続き行っていくことに関して、より一方踏み込んだ施策が取られて

も良いような感触である。

EDFは、2014年から2025年にかけて総額€564億の予算を見積もる、グラン・カレナージュ（Grand Carénage）

と呼ばれる原子力発電所の維持管理投資を計画している。これは、建設時から実施されている 10 年ごとの定期

安全レビュー（PSR）、40 年を超えても最適な安全性とパフォーマンスを保ちながら運転することを目指す長期

運転プログラム（LTO）、そして福島事故後に行われた欧州版ストレステストの結果によるポスト福島アクショ

ンプランの総称である。

PSRは10年ごとにASNが検査を実施し、必要と認められた改良を施すことで、その後10年の運転を許可す

る制度であり、2019年を契機に 900MWのプラントから順次 40年超運転に向けたPSRが行われる。フランス

にとって60年までの運転継続は国としての課題であり、非常に重要な目標としている。そのため、EDFは「既

設プラントの安全レベルの強化」、「設備の高経年化と性能の管理」及び「パフォーマンスの向上」を目指し、主

要機器の更新計画の策定や取替工事を進めており、取替が困難な設備については 60 年までの耐性を評価してい

る。また、ポスト福島アクションプランとして、①可搬型の局所的な設備の使用及び原子力事故即応チーム（FARN）

による敷地外での救助活動、②ハードンドセーフティコア第1段階（長期のSBO及びLUHSに対応した恒設設

備による電源・注水機能の強化）、③ハードンドセーフティコア第 2 段階（施設の完成）という 3 つのフェーズ

を計画している。

この EDF によるグラン・カレナージュに対し、フランス会計検査院は予算の算出に矛盾はなく、発電費用へ

の影響も限定的ではあるが、2015 年 7 月に可決されたエネルギー転換法による影響調査や、計画に必要な人材

の確保・育成の確実な実施を勧告し、エコロジー・持続可能開発・環境相及び EDF も勧告に従い、計画を進め

ていく旨を回答している。

50

2-5 日本


2016年2月現在、日本では43基（42.0GW）の原子炉が運転中であるが、営業運転中の原子炉は2基に留ま

る。また、2基（2.8GW）が建設中である。以下に日本における商業用原子炉一覧を示す。

表 2-8 日本の商業用原子炉一覧（運転中）



[Net, MW]

出力 [Gross, MW]

発電開始日

FUKUSHIMA-DAINI-1 BWR Operational NARAHA-MACHI 1067 1100 1981/7/31




HAMAOKA-4 BWR Operational OMAEZAKI-SHI 1092 1137 1993/1/27



KASHIWAZAKI KARIWA-1 BWR Operational KASHIWAZAKI-SHI 1067 1100 1985/2/13







ONAGAWA-2 BWR Operational ONAGAWA, ISHINOMAKI 796 825 1994/12/23



SHIKA-2 BWR Operational SHIKA-MACHI 1108 1206 2005/7/4

SHIKA-1 BWR Operational SHIKA-MACHI 505 540 1993/1/12

SHIMANE-2 BWR Operational MATSUE 789 820 1988/7/11

TOKAI-2 BWR Operational TOKAI MURA 1060 1100 1978/3/13

HIGASHI DORI-1 (TOHOKU) BWR Operational Higashidori-mura 1067 1100 2005/3/9

GENKAI-2 PWR Operational GENKAI-CHO 529 559 1980/6/3



IKATA-2 PWR Operational IKATA-CHO 538 566 1981/8/19



MIHAMA-3 PWR Operational MIHAMA 780 826 1976/2/19

OHI-1 PWR Operational OHI 1120 1175 1977/12/23




SENDAI-1 PWR Operational SATSUMASENDAI 846 890 1983/9/16

SENDAI-2 PWR Operational SATSUMASENDAI 846 890 1985/4/5

TAKAHAMA-3 PWR Operational TAKAHAMA 830 870 1984/5/9




TOMARI-1 PWR Operational TOMARI VILLAGE 550 579 1988/12/6



TSURUGA-2 PWR Operational TSURUGA CITY 1108 1160 1986/6/19

51

表 2-9 日本の商業用原子炉一覧（建設中）



福島事故の発生以前、商業用原子力発電所等に関する規制は原子力安全・保安院（Nuclear and Industrial

Safety Agency: NISA）が担当していた。NISAは経済産業省の外局である資源エネルギー庁に設置されている

特別の機関であり、原子力の推進を主導する経済産業省の傘下に位置づけられていることから、福島事故後に原

子力推進と規制の独立性が不十分であるとの議論が起こり、経済産業省から独立した新たな規制機関として、原

子力規制委員会（Nuclear Regulation Authority: NRA）が発足することとなった。当初、2012年4月からの発

足を目指していたものの、与野党の合意に時間を要した結果、2012年6月20日に原子力規制委員会設置法案が

衆議院で可決成立した。2012年9月3日の発足を目指していたが、NRAの委員人事が国会で合意されなかった

ことから発足は遅延し、国会閉会後に首相が任命する形で、田中俊一氏を委員長とした NRA が 9 月 19 日に発

足した。この原子力規制委員会発足に伴い、旧・原子力安全委員会及びNISAは同日廃止されている。

環境省の外局であるNRAは、国家行政組織法3条2項に言う委員会（いわゆる三条委員会）として設置され

ており、内閣からの独立性を確保している。また、同委員会の事務局として原子力規制庁が設置され、その職員

に対しては、他の行政組織への配置転換を認めないことや、原子力関連企業への再就職（いわゆる天下り）の規

制が定められており、規制活動の独立性に配慮した形になっている。NRAの組織図を以下に示す。

図 2-8 NRA組織図

（出所）原子力規制委員会ホームページより（一財）日本エネルギー経済研究所作成


[Net, MW]

出力 [Gross, MW]

発電開始日

SHIMANE-3 BWR Under Construction MATSUE 1325 1373 -

OHMA BWR Under Construction OHMA 1325 1383 -

原子力規制委員会

原子力安全人材育成センター

原子力規制事務所地域原子力規制総括調整官

＜地方の体制＞

地方放射線モニタリング対策官

六ヶ所保障措置センター横須賀原子力艦モニタリングセンター

審議会等

原子炉安全専門審査会核燃料安全専門審査会

放射線審議会国立研究開発法人審議会

原子力規制庁（事務局）

長官

次長

原子力規制部

部長

原子力規制企画課

安全規制管理官

長官官房

緊急事態対策監技術総括審議官核物質・放射線総括審議官審議官

技術基盤課安全技術管理官

＜技術基盤グループ＞

原子力災害対策・核物質防護課監視情報課

＜放射線防護グループ＞

放射線対策・保障措置課

総務課人事課参事官（会計）

52


1990年時点では、日本の停止時間も米国や韓国、フランス等と同程度の2,000時間台であり、1995年には他

国と同様に停止時間短縮の傾向が見られ、2,000時間を下回るようになった。しかし、2005年には女川発電所の

地震による全基停止、2007～2009 年には柏崎刈羽原子力発電所の地震による全基停止が発生し、計画外停止に

よる停止時間が増加している。2008年は補修・燃料交換にともなう停止時間が、2009年以降は、主要なバック

フィットや改修工事を要因とする停止時間が増加した。

図 2-9 日本の原子力発電所の原因別停止時間実績の推移



福島事故を受けて国会や政府が設置した事故調査委員会からは、事故以前にはシビアアクシデント対策が規制

の対象とされず十分な備えが無かったことや、新たな基準を既設の原子力発電所にさかのぼって適用するバック

フィットの法的仕組みが無く、常に最高水準の安全性を図ることがなされなかったことなどが指摘された。

これらの指摘を踏まえ、2012年6月に法改正が行われ、「大規模な自然災害及びテロリズムその他の犯罪行為

の発生も想定」や「国民の生命、健康及び財産の保護、環境の保全並びに我が国の安全保障に資すること」を目

的として追加するとともに、シビアアクシデント対策を規制対象とすることやバックフィット制度などが規定さ

れた。さらに、原子炉等規制法の目的、許可等の基準から原子力の利用等の計画的な遂行に関するものを削除し、

安全の観点からの規制であることが明確化された。

改正法の施行に必要な新規制基準（委員会規則）の検討は、有識者のヒアリングや国際基準との比較も行いな

がら公開の場で進められ、基準骨子案と規則条文案の 2 度のパブリックコメントも経て制定された。2013 年 7

月8日に施行された新規制基準の基本方針は、福島事故で地震や津波により複数の機器・系統が同時に安全機能

を喪失した上、その後のシビアアクシデントの進展を防ぐことができなかった教訓を踏まえ、以下のとおりとさ

れた。

①深層防護の考え方の徹底

目的達成に有効な複数の（多層の）対策（防護策）を用意。当該層より前段にある対策は突破されてしまう

ものと想定し（前段否定）、さらに、当該層より後段の対策があることに期待しない（後段否定）

②信頼性の強化

火災防護対策の強化・徹底、内部溢水対策の導入、安全上特に重要な機器の強化（長時間使用する静的機器

0

1,000

2,000

3,000

4,000

5,000

6,000

7,000

8,000

9,000

10,000

1990 1995 2000 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014

hours 補修＆燃料交換補修その他装置トラブル

燃料交換補修＆燃料交換その他外部要因

計画内

計画外

外部要因

53

の共用を排除）

③自然災害による共通要因故障に関する想定と防護対策の引き上げ

地震・津波の評価の厳格化、津波浸水対策の導入、多様性・独立性に配慮、火山・竜巻・森林火災の評価も

厳格化

地震については、耐震設計上重要な建物・構築物等は活断層等の露頭がない地盤に設置することが要求され、

活断層の認定基準についても、約12～13万年前以降の活動が否定できないもの（必要な場合は着40万年前以降

まで遡って活動性を評価）と認定基準が明示された。また、耐震設計の条件に用いる基準地震動の策定について

は、地震動の増幅も考慮して敷地の地下構造を3次元的に把握することが要求された。これらの地盤や地震の条

件から既往最大を上回るレベルの津波を基準津波として策定し、基準津波への対応として防潮堤等の津波防護施

設等を十分な耐震性を持った設計で設置することが要求された。

地震・津波以外にも、共通要因による安全機能の喪失を防止する観点から、火山・竜巻・森林火災について、

過去に発生した事例の調査範囲を広げるなど想定を大幅に引き上げ、附随する事象も含めてあらかじめ防護装置

を講じることが求められた。

自然事象以外に共通要因による安全機能の喪失を引き起こす事象として、停電（電源喪失）や火災・内部溢水

への対策を強化した。具体例として、停電に対しては、独立した2回線以上の外部電源を要求するとともに、所

内交流電源を既設の非常用ディーゼル発電機2台に加えて1台を追加した上で可搬型の電源車2台を要求、さら

に7日分の燃料の備蓄が必要とされた。所内直流電源については従来の30分容量に対し、24時間容量への増加

に加え、可搬及び恒設の直流電源を1系統ずつ追加することが要求された。

また、シビアアクシデント対策、テロ対策における基本方針は以下のとおりである。

①「炉心損傷防止」、「格納機能維持」、「ベントによる管理放出」、「放射性物質の拡散抑制」という多段階の防

護措置

②可搬設備での対応を基本とし、恒設設備との組み合わせにより信頼性をさらに向上

③使用済燃料プール防護対策を強化

④緊急時対策所の耐性強化、通信の信頼性・耐久力の向上、計測系の強化

⑤手順書の整備や人員の確保、訓練の実施等、ハード面と一体となったソフト面の対策強化

⑥航空機衝突等に備えた可搬設備のバックアップ対策として特定重大事故等対処施設を導入

「炉心損傷防止」対策は、共通要因による安全機能の喪失等が万一発生したとしても、炉心損傷に至らないよ

うに対策を講じるものであり、深層防護の観点から設計基準で用いる機器に期待せず、炉心の減圧や炉心への注

水等を達成しようとするものである。

「格納機能維持」、「ベントによる管理放出」は炉心損傷が起きたとしても格納容器の破損を防止するための対

策であり、格納容器内の圧力及び温度の低下を図るため、放射性物質を低減しながら排気するフィルタベントを

設置したり、溶融炉心を冷却する注水設備を配備したりすることで対応が図られている。

「放射性物質の拡散抑制」については、屋外放水設備の設置等により、格納容器が破損したとしても原子炉建

屋への放水で放射性物質のプルーム（大気中の流れ）を防ぎ、敷地外に放射性物質が拡散することを抑制するも

のである。

さらに法目的にテロの想定が追加されたことから、テロとしての航空機衝突への対策も要求され、基本的には

接続口も含めて分散配置するといったような可搬設備を中心とした対策を講じることとしているが、バックアッ

プ対策として恒設化した特定重大事故等対処施設の整備が要求されている。特定重大事故等対処施設はバックア

ップ施設であることも踏まえ、新規制基準の施行段階で必要なシビアアクシデント対策等に係る工事計画の認可

から5年後までに整備することが求められる。

新規制基準に基づき、事業者は設備の安全対策や体制整備を進めている。対策例を以下に示す。

54

図 2-10 新規制基準と事業者の安全対策例

（出所）九州電力ホームページ

55

2-6 各国の設備利用率及び運転実績の比較と分析

図 2-11 各国の設備利用率の推移


各国における原子炉の設備利用率の長期的な推移を比較すると、一貫して高い国（フィンランド、スイス）、上

昇傾向にある国（米国、フランス、韓国）、安定していない国（日本）に分類できる。

フィンランドの設備利用率は、1990年以降 90%台で推移しており、1997 年、1999 年、2005年、2007年、

2009 年には 95%を超えるなど、高水準を維持している。前述のとおり、計画内停止時間が比較的短時間（300

～500時間台）であったこと（1995年は除く）や、計画外停止がほとんどないか、あっても比較的短時間（0～

100時間台）であったことから、フィンランドの原子力発電所の年間停止時間は概ね300時間台から500時間台

と短時間であり、比較的長かった1995年でも800時間台にとどまっている。

スイスの原子力発電所の設備利用率は、1990 年代は概ね 80%台後半で推移した。一方、2000 年代に入ると、

2005年、2010年、2012年、2013年を除いて90%台を維持している。また、原子力発電所の年間停止時間につ

いては、2005年や2012年にLeibstadt発電所におけるトラブルのため年間停止時間が1,000時間を超えた年も

見られるが、概ね1年あたり1,000時間以下で推移している。Leibstadt発電所でのトラブルを除けば、1990年

代や 2000 年代のほとんどの年において、停止時間の大部分は計画内停止が占めており、計画外停止回数が極め

て少ないことも、高い設備利用率を支えていると考えられる。

フィンランドやスイスの例にみられるように、設備利用率の高低と年間停止時間の長短には密接な関連がある

と言えよう。

米国の設備利用率は 1990 年から 2000 年代にかけて急速に向上し、現在では世界最高水準を維持している。

1990 年時点では、米国の設備利用率は日本とほぼ同程度であったが、1990 年から 2000 年にかけて米国では大

幅に停止時間が短縮された。第 1章で記述したとおり、米国では事業者や産業界、そしてNRCがそれぞれ停止

時間の短縮に向けて取り組んできており、リスク情報を活用した機器単位での点検頻度合理化や、運転中予防保

全活動（Preventive Maintenance during Operation: PMO）の範囲拡大等により、定期的な補修による停止時

間は年々短縮されている。また、発電所内機器のトラブルや、送電線電圧低下等の外部要因による計画外停止も、

大幅に時間が短縮されており、トラブル発生率の低減のみならず、補修・復旧時間も短縮化の方向にあることが

30%

40%

50%

60%

70%

80%

90%

100%

1985 1990 1995 2000 2005 2010

USA France Japan Korea Switzerland Finland

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伺え、高い設備利用率を支えていると言える。

フランスは負荷追従運転を行っている中でも、相対的に高い設備利用率のレベルを維持している。停止時間に

ついては、1990年から1995年にかけて大幅に短縮され、2005年、2006年には更に短縮された。これは、EDF

による停止時間短縮に向けた徹底した合理化の成果と言える。一方で、2007年以降は、発電所内機器のトラブル

や従業員のストライキ等により、計画外停止時間が長期化する年（600～1,000時間台）も見られた。前述のとお

り、2000年代後半から固定価格買取制度を背景に太陽光発電の導入が進んだ結果、供給過剰状態が起きるように

なった。価格が下落している電力市場において電力価格を維持するためには、現状程度の設備利用率がコスト上

最適であると専門機関から指摘されている。今後フランスの設備利用率が上昇するかどうかは、EDFとフランス

政府の政策によるところが大きいものの、過去のトラブル対応の事例から、再起動手順の合理化に向けた事業者

の主体的な取り組み、規制機関の役割、再起動要件の見直し等、日本も参考とすべき点はあると考えられる。

韓国では、1990年代から2000年代にかけて大幅に停止時間が短縮され、それにともない設備利用率が大きく

改善した。しかし、前述のとおり、2012～2013年に発覚した品質保証書偽造問題にともなう部品交換や、Hanul

4 号機の蒸気発生器交換のための停止、運転認可更新審査のための停止のため、近年は停止時間が増加している

（800～2,000時間台）。また、品質保証書偽造問題をきっかけに導入されたCFSIも計画停止期間の長期化を招

いていることや、2011年の福島事故以降、審査・検査に臨む規制機関の姿勢が厳しくなり、再稼働の認可が下り

づらくなったことも韓国の事業者や有識者から指摘がなされている。2011年以前に韓国が高い設備利用率を達成

していた理由を、日本原子力産業協会は、以下のように分析していた48。（なお、これらの指摘は 2009年時点の

ものであり、現在は前述のとおり規制機関の姿勢の変化も相まって停止時間が長期化している。）

①原子力発電所の運用が大きな国益につながるとの認識の共有

②制度の違い：規制機関が電気事業者の主体的な運転・保守の品質保証活動を監査

③電気事業者と契約者の協力構造

④長期的最適化の検討、標準的手法確立と作業データ利用による改善

⑤設備利用率等、原子力発電プラント間での適度の競争意識の醸成

⑥運転・保守の技術向上に向けてのKHNPのスタッフ訓練の重点化

このようなプロセスの透明化を通して、合理化を進めた韓国の手法は、日本にとっても参考となるものと言え

よう。

これらの国々と日本を比較すると、各国の設備利用率がおおよそ 80%を超えるようになった2000年以降の停

止時間の推移に大きな差が現れている。2000 年になると、米国は欧州諸国の計画停止時間水準に近づき、年間

500時間程度にまで短縮している。2000年時点で韓国は欧米諸国の水準に至っていないものの、2005年以降に

はほぼ同水準を達成した。一方日本は、1995年に1,600時間程度にまで短縮していた計画停止時間が、2005年

には再び 1990年水準の 2,000時間程度に戻り、以降おおよそ 2,000～3,000時間台で推移している。2005年や

2007～2009 年には複数基同時長期停止が発生しているが、計画停止時間の長期化の背景には、他にも長期停止

している発電所が常に複数基存在し、検査や補修に要する時間やバックフィット・改修に要する時間が増加して

いることが指摘できる。

福島事故後、日本では原子力規制委員会が策定した新規制基準適合のため、各発電所で相当数の機器や設備が

新たに設置されている。そのため、定期検査での点検点数自体が増加しており、今後も引き続き計画停止時間が

長期化することが予想される。そのような中で、米国やフランス、韓国における点検頻度の合理化や、補修・復

旧時間の短縮化に向けた取り組みは、今後日本が原子力発電所の安全性や信頼性向上に取り組んでいく上で、参

考となるものである。

48 日本原子力産業協会, 「韓国の原子力発電所の高稼働率に学ぶ―日韓原子力産業セミナーでの韓国水力原子力発電（株）の報告か

ら―」（2009年11月）

57

第3章我が国の課題と取り組みに係る提言

第1章の米国における取り組み及び第2章で述べた韓国・スイス・フランス・フィンランドにおける取り組み

を踏まえ、本項では今後のより安全かつ効率的な原子力発電所運営に向け、我が国の関係者が目指すべき望まし

い姿勢についての提言を試みる。

・どのように産業界がまとまり、規制側との対話を開始し、制度の改正が進んでいったのか、中央官庁や議会も

含めどのような取り組みを行っていたのか、その秘訣は何か？

・効果的だったと考えられる取り組みは何だったのか？その成功要因は何か？

3-1 米国における成功要因の分析

米国における成功

産業界の自主的な取り組み、規制機関との対話・規制内容の合理化

その結果として、原子力発電所が高い設備利用率を達成

成功の要因

成功の要因① リスクそのものに対する理解

成功の要因② 原子力の重要性に対する関係者の共通理解

成功の要因③ 電力自由化による競争環境の下、事業者にとって発電所の良好なパフォーマンスが必須

成功の要因④ 相互の信頼関係

成功の要因⑤ 規制機関の合理的な規制・透明性への理解と監視機能、産業界と対話できる環境

成功の要因① リスクそのものに対する理解

第1章1-2-5（業界横断的な取り組み）にて概観したとおり、原子力分野におけるリスク研究はTMI事故前か

ら学術界で行われており、産業界における取り組みも始まっていた。その考え方が規制にも浸透した要因として

は、米国における「リスク受容度」の社会的認知度が比較的高いことも見逃せない。第 1章 1-2-5にて取り上げ

た「どれだけ安全であれば、十分に（合理的に）安全であるといえるか」の人々の認識に係る研究成果からは、

リスクとベネフィットとの双方を比較検討した人々がリスクのある技術を受け入れやすいという調査結果もさり

ながら、概して米国ではリスク受容度が日本よりも高い傾向にあったことも伺える49。リスク受容度が低い（す

なわち、ベネフィットのためにリスクを取る、あるいは受容することに対して強い抵抗を感じる）国民であれば、

リスクを認識した上でそのリスクを取る行動には出にくいと思われるからである。ベネフィットのためにはある

程度のリスクは受容する、許容可能なリスクを避ける余りに大きなベネフィットを失うような非合理的な選択は

しない国民性であることは、TMI事故後も安全性確認のための一時期を除いて大半のプラントが運転を継続した

ことからも伺える。

成功の要因② 原子力の重要性に対する関係者の共通理解

文献調査及びヒアリング調査からは、合理的な規制や産業界の自主的な取り組みも、規制機関と産業界との密

なコミュニケーションも、決して当初からのものではなかったことが伺える。1974年にAECが発足した当時は

まだ規制機関と推進機関との分離はなされておらず、議会が主導で規制と推進の分離がなされて NRC の独立性

が確立したのは、TMI事故から10年以上経過した1990年代になってからである。

しかしながら、日本との根本的な差異は規制機関の独立性ではなく、そもそも徹底した合理主義と透明性の意

49 リスク受容度の国別比較について述べた論文の例としては例えば以下がある：「日本人の災害リスク感の経時的モニタリング」広瀬

弘忠（東京女子大学文理学部・教授）、文部科学省平成20年度科学研究費補助金基盤研究（S）巨大複合災害とその減災戦略 ―

第1回複合災害シンポジウム報告書―」

58

識の高さであることに留意する必要がある。ヒアリングにおいて多くの有識者が米国原子力関係者の根底にある

意識は「透明性」「経済合理性」であることに言及したが、日本とは、根本にある「文化」が違う点は明らかであ

る。第2章で言及した産業界自主規制組織である INPOの海軍流規制と、自由競争下で勝ち残れる事業性を重視

する産業界の価値観との融合過程、発電所間でのベストプラクティスの共有過程、あるいは NRC や産業界にお

いてキーパーソンのリーダーシップのもと改革が進められる過程において、常にこれらの概念は前提となってき

た。

徹底した透明性と合理主義と並んで、「TMI 事故後、米国原子力産業が委縮してしまうことは米国の国益に反

する（＝縮小してしまってはならない）」と、多くの産業界関係者が危機感を持って産業界の自主規制に臨んだこ

とが複数の有識者により指摘されている50。エネルギー大消費国であり、国内に化石燃料資源を大量に保有する

一方でカナダ等からの石油・ガス輸入も多い米国においては、1980 年当時から電力の 20%程度であった原子力

産業の衰退は、確かにエネルギー安全保障上の深刻な危機であった。

成功の要因③ 電力自由化による競争環境の下、事業者にとって発電所の良好なパフォーマンスが必須

しかし、原子力産業の事業者、特に電気事業者による事業活動に、そのような認識がどれだけ寄与したかは疑

問もある。1980～90 年代の原子力事業者を合理的な自主規制に走らせ、結果としてプラントのパフォーマンス

向上につながった主要なドライバーは、電力自由化による競争環境であると考えられる。卸売だけでなく小売部

門も自由化され、かけたコストの回収が保証されない事業環境下では、安全のためにはいくらでもコストをかけ

ていいことには当然ならず、事業者は良好なパフォーマンスとともに経済合理的な発電所運営を達成する実績も

要求された。更に 1990 年代からは補助を受けた再生可能電源との競争も始まり、原子力発電事業者にとっては

燃料の調達・管理、メンテナンス、要員最適化、廃棄物処理や輸送のロジスティックス等、発電事業に係る全て

がコスト削減の対象となった。PRAを活用した自主的安全性向上の取り組みはメンテナンス計画の最適化の一環

として取り入れられた要素も大きい。TMI事故でゼロリスクはあり得ないことを痛感した原子力事業者にとって

は、PRAの活用はいわば現実的かつ合理的に事業を継続するためには必然の道だったのであり、エネルギー安全

保障上の認識はそれに比べれば多分に後付けの印象が強い。

成功の要因④ 相互の信頼関係

次に、多くの関係者が指摘した、原子力産業界における関係者同士・関係機関同士の「相互尊重と信頼（Mutual

respect and/or reliance）」について述べる。

大学で原子力工学を専攻し、原子力産業界に就職した人間の集団の総称である「原子力村（Nuclear Village）」

ないしはそれに類する概念は、米国にも日本にも他の主要国（スイス、スウェーデン、韓国等）にも存在する。

そのコミュニティにおいては「米国原子力産業の生き残りの鍵は徹底した透明性を伴う自主規制」や「情報は悪

いものも良いものも併せて共有し、教訓とすべき」といった認識が共有されていたこと、INPO・EPRI・ANS

等が主催するワークショップ等で活発な情報交換・意見交換が行われ、人材の交流もあったこと等が知られてい

るが、併せて、メンバー間にお互いの立場や知見に対する相互信頼と相互尊重があったことも重要な要素である。

すなわち、お互い所属組織が違えども、上も下も無い人間同士であり、自分とは違う分野でのひとかどの専門家

であることを踏まえて尊敬の念を持って接していた故に、違う意見にも耳を傾け、取り入れるべきところは取り

入れ、改善につなげていったということである。第 1 章 1-2-1（INPO の役割と活動）の項で記述したとおり、

当初は海軍出身の INPO幹部が産業界、特に発電所の現場職員からはあまり信頼されておらず、海軍流を押し付

けに来た余所者扱いされていたことを考えれば、大いなる変化といえよう。このドライバーは何だろうか。

この点に関してはヒアリングでも個人的な意見がいくつか得られたにすぎず、客観的なエビデンスがあるわけ

でもない。本調査において得られた個人的な意見を集約すれば「高い職業意識」とでも言えようか。すなわち、

いわゆるコミュニティ（日本で言うところの原子力村）に所属するメンバーは誰も自らの職務に使命感を持って

50 例えば、海軍と原子力発電所とで原子炉オペレータとして20年以上のキャリアがあり、かつ INPOでも働いたことのあるRob

Shoramはもし第2のTMIが起きたら原子力産業は死んでしまう、そうなれば米国は衰退する、という強い危機感が産業界にあった、

とインタビューで答えている。

59

臨んでおり、規制機関（NRC）では合理的かつ透明性のある規制活動の達成を、産業界の自主規制組織（INPO）

では原子力産業の生き残りをかけた合理的な自主規制の達成を、個々の電力会社では業績目標達成を、産業界の

声を集約し発信する団体（NEI）では存在目的に沿った活動を、それぞれ真摯に心がける過程で、おのずと他者

への信頼と尊重がなされたと想像できる。他者の立場に考慮を払わず自らを省みない者はコミュニティから必要

な情報も得られず、淘汰されていった故に、現在もコミュニティで存在感を発揮している有識者から「相互尊重」

がドライバーとして指摘されるのであろう。

成功の要因⑤ 規制機関に合理的な規制・透明性の理解と監視機能、産業界と対話できる環境

徹底した合理主義は規制活動への監視にも垣間見える。NRC が自らの規制活動に対する評価・分析を開始し

たのは TMI 事故前の 1976 年であり、その後 TMI 事故を経て慎重なバックフィットをかける旨の Regulatory

Guide 改訂が行われたが、「かけるコストに値するベネフィットがない規制活動は行うべきではない」といった

合理主義がまず大前提であり、安全を守るためにはやむをえないコストを許容するためのガイドラインが後から

出来た経緯がある。

米国において規制活動への監視権限を有するのは議会（国会）である。具体的には、上院と下院それぞれの歳

出委員会の下に位置付けられているエネルギー・水開発歳出小委員会が、認可や規制活動の状況に関する報告書

を半年ごとに議会へ提出するようNRCに指示している。また、議会は、NRC委員や上級スタッフに対し、議会

が関心のある特定の規制活動について証言（testimony）や書簡（correspondence）を、監視を担当する委員会

（oversight committees）へ提出するよう要請することが可能である。上下両院の歳出委員会の他にも、上院環

境公共事業委員会と下院エネルギー商業委員会が、米国内の原子力規制活動について管轄権を有しており、これ

ら委員会の下、上院では大気浄化・原子力安全小委員会が、下院ではエネルギー・環境小委員会が、NRC に関

連する法律の承認や議会によるNRCの監視について責任を負っている。NRCはこれら2つの小委員会に対して、

NRCの活動について完全かつ最新（fully and currently）の情報を提供し続ける法律上の責任を負っている。

米国における規制活動への監視は、安全確保のための規制が十分に行われているか否かという観点もさりなが

ら、それ以上に無駄なコストがかけられていないか、過剰規制となっていないかという観点がより強い。現在の

NRC の合理的な規制活動の背景には突き詰めればそのような米国民の根本的な価値観があることを、日米の差

異分析に当たっては踏まえる必要があろう。

3-2 日本への示唆

米国における成功要因の分析を踏まえ、日本への示唆を以下のとおり提言する。

・リスクに対する考え方の議論、原子力の重要性に関する関係者の共通理解

・産業界の自主的な取り組み、規制機関との相互尊重・信頼のある対話、そして規制への働きかけ

・その結果として、安全性が向上し、高い設備利用率の達成へ

示唆1 リスクに対する考え方の議論

米国との比較を踏まえれば、日本では原子力発電が抱えている「リスク」に対する考え方について社会と議論

をしていく必要があろう。米国においては、第 1章 1-2-5で述べたとおり、どこまでリスクを下げれば原子力発

電所の安全性は十分か、「How Safe is Safe Enough」といった議論ができ、それも踏まえながら、RIRについて

の検討が進んできたことを考えると、この議論を避けて通ることはできない。社会的な信頼の確保という観点か

らは、事業者の活動のみならず、中央省庁や学会など、原子力利用に関わるステークホルダーが関与しながら議

論していかなければならない。このような取り組みは、事業者が個社ごとの対応ではなく、産業界が一丸となっ

て対応していくことが求められるであろう。

60

示唆2 原子力の重要性に関する関係者の共通理解深化

米国のみならず、諸外国の事例をみても、規制機関による規制活動が最初から合理的であったり、原子力産業

界が最初から一枚岩であったりしたわけではない。しかし、特に米国の成功要因として分析されるように、「TMI

事故後、原子力産業の縮小は米国の国益に反する」という意識が多くの関係者の間で共有されたことで、規制機

関や産業界を含めた複数のプレイヤーが1つのチームとして努力した結果、または自らの役割を適切に果たした

結果、原子力産業界が大きく変わることとなった。日本においても、原子力の重要性に対する関係者の共通理解

をさらに深めていく必要があろう。

なお、原子力の安全性向上の取り組みが継続してなされるには、原子力産業の縮小は国益に反するという意識

が産業界関係者間で共有されるだけでなく、同じ認識が広く国民にも共有されることが必須である。この点につ

いては、エネルギー政策議論や原子力の位置づけに関する議論が高い透明性を持って行われている欧州諸国の事

例から、我が国が深く学ぶべきことは多いように考えられる。

示唆3 産業界の自主的な安全性向上等の取り組み

福島事故後、日本は米国を主なモデルとして、新たな規制機関や産業界組織を設立した。今後は、これらのプ

レイヤーが自らの役割を適切に認識しそして役割を果たしながら、チームとして動くことが必要な段階にある。

原子力事業者は、PRAから得られるリスク情報の活用を推進していくことを明確化し、2016年3月、発電所の

安全性を自主評価する新たな仕組みを導入し、2017年度にも実施したい考えを示した。JANSIが評価を担い、

運転を開始した発電所に検査員を派遣して、事故などを防ぐ保安体制や運転状況を5段階で評価する仕組みを想

定している。このような取り組みの積み重ねが今後も期待される。なお、NRAは、PRAに過度の期待を寄せる

ことは極めて危険としながらも、PRAの限界を把握して適用範囲を慎重に考慮した上で、可能かつ適切な範囲で

積極的な適用を図るとしている。

この自主的な安全性向上の取り組みに際して課題となるのは、特に米国との比較における日本の原子力産業界

の人材の厚みや人材確保といった側面である。

INPOやNEIといった米国の原子力産業界組織では、設立初期の幹部を米海軍出身者らが担い、彼らは米国で

原子力発電所の新規建設が途絶えていた 1980～1990年代の産業界の基盤維持も担っていた。さらにそれに加え

て、第 1 章 1-2-1（INPO の役割と活動）にて記述したとおり、電力会社の優秀な人材の活用も行われた。日本

では、人材の育成・確保への福島事故の影響が大きく、若者の原子力への関心の低下、事故後の原子力発電所停

止による現場実務経験の機会の減少、また、大学における原子力教育環境の悪化等が顕在化している状況である。

2016年3月には、文部科学省の原子力科学技術委員会原子力人材育成作業部会が中間とりまとめ骨子案を示し、

今後の施策の方向性として、適正な人材規模の定量的な把握、研究炉の早期運転再開などに言及している。日本

における産業界組織の職員数をみると、JANSIが173名（職員規模、2015年3月末時点）、NRRCが約120名

（人員規模、2015年10月時点）であり、米国の INPO（約450名）と一概に比較することはできないが、原子

力事業・産業に携わる人材を十分に確保することが求められる。なお、日米の規制機関の職員数については、NRA

が964名（2015年3月末時点）、NRC（3,779名）と、さらに大きな差が開いている。

更に、産業界が合理的な自主規制や組織の存在目的に沿った活動を実施する上では、人材を単に確保するだけ

でなく、各組織においてそれぞれの人材が「高い当事者意識」をもって活動することが必要になる。第 3 章 3-1

でも記述したが、米国では産業界を含んだ原子力コミュニティに所属するメンバーは誰もが自らの職務に使命感

を持って臨んでおり、それが組織を超えた円滑なコミュニケーションにつながったと考えられる。日本では、福

島事故後に新たな組織が相次いで立ち上げられたため、業務量に対し十分な数の「組織専任職員」を確保するこ

とが困難な状況であった。そのため、企業からの出向という形で人材を確保しているケースが多くみられる。た

とえば、出向元の発電所のピア・レビューを出向者が担当する場合、レビューをする側の当事者意識をもって厳

しい指導ができるだろうか。専任職員の採用や育成には時間を要するため、引き続き出向者の活用が予想される

が、その場合に出向者が「高い当事者意識」をもって活動にあたることができるよう、出向者の帰任後の処遇に

関するルールを産業界が共同で定めることが求められるだろう。

61

示唆4 相互の信頼関係

日本の原子力産業界の専門家集団の総称である「原子力村（Nuclear Village）」は、メンバー間の結束はそれ

なりに高いが、米国の類似のコミュニティで言われるほど相互信頼と相互尊重があるとは言い切れない。むしろ

研究所、プラントメーカ、電気事業者等、所属組織により縛られる傾向が強い印象である。米国において相互尊

重・相互信頼が醸成されていった要因とされる「高い職業意識」が、日本の産業界においても今後一層望まれる

ところであろう。

当然ながら、同様の指摘は規制機関にも当てはまり、NRC が「高い職業意識」を持って合理的かつ透明性の

ある規制活動を達成しているように、NRA も自らの職務に使命感を持って臨むべきであることは言うまでもな

い。その上で、規制機関にも、社会的な信頼を回復しようと一致団結して自主的な活動に取り組む原子力産業界

とともに、原子力の重要性に対する共通理解のもと、「相互尊重と信頼」の関係を築いていくことが求められる。

示唆5 合理的な規制体系と規制枠組みの構築

上述の示唆 1～4、とりわけ示唆 3 にて触れたような事業者の自主的な取り組みが進められることを前提に、

NRA は、事業者の取り組みも踏まえながら、リスク情報を具体的にどのように規制活動へ活用して、事業者に

よる安全性向上へ向けた取り組みを促す仕組みを構築し、結果として規制の高度化へ繋げていく方針か、方向性

を明示することが期待される。

かつては日本でも国の規制主導でリスク情報活用に向けた動きが進められていた。JCO事故を契機に、旧原子

力安全委員会が中心となって、「リスク情報を活用した原子力安全規制の導入の基本方針について」（2003 年 11

月）といった文書のとりまとめや「リスク情報を活用した安全規制の導入に関するタスクフォース」が設置され、

「リスク情報を活用した安全規制の導入に関する関係機関の取り組みと今後の課題と方向性―リスク情報のより

一層の活用と進展に向けて―」と題した報告書がとりまとめられた。こうした動きを受け、旧原子力安全・保安

院でも、「リスク情報活用検討会」が設置され、「リスク情報活用に関する基本的な考え方」（2005年5月）や「基

本ガイドライン（試行版）」（2008 年 4 月）等が公表されている。当時は、事業者側が国主導のリスク情報活用

の動きに対して積極的な反応を示さず、実現には至らなかったが、今一度、NRA は過去の動きを踏まえ、産業

界と対話し、PRA から得られるリスク解析手法を規制活動への適用へ向けて取り組むべき時期がくるであろう。

また、そのためには、リスク情報を規制活動に適用した「パイロットプロジェクト」を立ち上げ、発電所の運転

や安全性への影響を評価することがまず求められよう。

前述のとおり、米国の原子力規制活動には、徹底した透明性（単に議論や情報を国民へ公開するというだけで

なく、論理一貫性や決定・判断根拠の徹底した文書化）と経済合理性（過剰な規制となっていないか規制の正当

性を検証させ、規制のコストベネフィット分析を考慮）が根底にある。そこには日米間で価値観の相違があるこ

とは否定できないが、日本においても日本流に規制機関の活動を監視し、より合理的な規制を促す制度を設計す

ることは可能であろう。

米国の議会による監視機能に類似した日本の枠組みとして、NRAが原子力規制委員会設置法第 24条の規定51

に基づき、NRA の所掌事務の処理状況を毎年国会に報告していることが挙げられる。しかし、当該年次報告以

外に、国会が NRA の規制活動を精査し改善を促すような仕組みは見受けられない。監視権限の強化が規制活動

の合理化につながるには、監視する側にも相応の監視能力が求められるものの、特に予算配分を審議する国会か

ら規制活動の改善を求める姿勢が示されることは、規制機関が自らを律することにつながり、大きな意味をもつ

と言えよう。

また、NRCは第1章1-2-3で指摘したとおり「Petition for Rulemaking Process」を規定して、既存の規制の

承認・改廃を要請する権利を利害関係者に与えている。事業者や産業界と規制機関が、規制内容について論拠を

提示し合って議論を行い、よりよい規制を目指す姿勢は、日本にとって参考となるものと考えられる。NRA で

51 原子力規制委員会設置法第24条（国会に対する報告）「原子力規制委員会は、毎年、内閣総理大臣を経由して国会に対し所掌事務

の処理状況を報告するとともに、その概要を公表しなければならない。」

62

は、新たな規制基準や審査書案をパブリックコメントに付している。NRA は活動原則として「透明で開かれた

組織」を掲げ、「意思決定プロセスや規制に関わる情報の開示を徹底」している。この姿勢は望ましい変化である

が、「国内外の多様な意見に耳を傾け、孤立と独善を戒める」ためには、事業者や産業界を含めた利害関係者の声

を適切に反映しつつ、既存の規制内容を見直すための新たな仕組みを検討することが必要であろう。

合理的で透明性の高い規制活動のあり方は、国境を越えた世界共通の関心事である。最後に、原子力安全文化

を踏まえた規制活動のあり方を議論した国際会議での検討事例を紹介し日本への示唆とすることで、本報告書の

結びとしたい。

OECD/NEA が 2016 年 2 月に発行した「効果的な原子力規制機関の安全文化（The Safety Culture of an

Effective Nuclear Regulatory Body）52」では、規制機関が効果的な規制を行う上で醸成すべき安全文化に必要

な原則として、安全に対するリーダーシップやスタッフの責任感、安全に関わる業務のシステム化等を挙げてい

る。また、安全に対する当事者意識、安全文化に関する明確な方針、組織内外での透明性のあるコミュニケーシ

ョン及び世界的なベンチマーキング等が、規制機関における健全な安全文化を支えるとしている。さらに、規制

機関の安全文化は事業者の安全文化や安全に対する責任感に多大な影響を与えるため、事業者が一義的な責任を

果たそうとする意志や努力の妨げとならないよう、規制機関は自身の安全文化が事業者の安全文化に及ぼす影響

を意識する必要があるとも述べている。そのため、規制機関は安全文化を監視事項としてのみでなく、内省事項

としても考慮することが最も重要である。

以上を踏まえ、規制機関は自身の安全文化が事業者の安全文化にどのように影響しているかを積極的に精査す

べきであり、その一方で、事業者や全ての利害関係者との関わりから自身の安全文化がどのように影響を受けて

いるかを真剣に考えることが望ましい。日本も一員である OECD/NEA からのこのような指摘を重く受け止め、

今後の日本の原子力規制がより実効的なものになるよう取り組んでいくことが期待される。

上述の報告書にもあるとおり、国の文化の特徴を安全文化の阻害要因として見るべきではなく、むしろ、安全

文化を発展させるために気づき、活用し、育んでいくための特徴あるいは文化的強みとしてとらえることが重要

であり、規制機関の取り組みに加えて、事業者をはじめとする原子力産業界にも日本の文化や慣習を言い訳とし

ない努力が求められる。

52 OECD/NEA, “The Safety Culture of an Effective Nuclear Regulatory Body”（2016年2月）

https://www.oecd-nea.org/nsd/pubs/2016/7247-scrb2016.pdf

63

Appendix Federation of American Scientists報告書（全文和訳）

Three Mile Island事故後の米国における原子力発電所の

パフォーマンス向上の取り組み

Charles D. Ferguson博士

Federation of American Scientists（米国科学者連盟）会長

2016年3月15日

目次

エグゼクティブサマリー……………………………………………………….………………………………………64

イントロダクション: 米国の原子力発電所における 35 年間の安全性及びパフォーマンス向上の概要

…………………………………………………………………………………………………………………………...65

第1章: 原子力運転事業者協会（INPO）の創設……………………………….........................................................67

第2章: INPOのプラクティス及びパフォーマンス基準についての詳細分析……………………………………...70

第3章: 原子力エネルギー協会（NEI）の役割……………………………………………………………………...75

第 4 章: 電力研究所（EPRI）の役割…………………………………….…........................................................77

第5章: INPO、NEI、EPRIの三者協力…………………………………………………………………………….88

第 6 章 : 原子力規制委員会のリスク情報を活用した規制制度及び原子炉監視プロセス（ROP）

……………………………………………………………………..…………………………………………………….90

第7章: 発電所のパフォーマンスの増強を承認、認可するNRCの役割..................................................................99

第 8 章 : 原子力発電所のパフォーマンスに対する産業界再編及び市場規制変更の影響

………………………………………………………………………………..………………………………………...103

付録: 米国の原子力発電所における出力向上リスト………………………..……………………………………...106

64

エグゼクティブサマリー

1979年のThree Mile Island（TMI）事故以降の米国の原子力発電所における経験から学ぶべき教訓は何だろう

か？特に、発電所における安全性及びパフォーマンスの向上に関する要点は何だろうか？安全性に絶対は無いが、

計画外停止する炉の極端な少なさ（1年間に起こる計画外緊急停止は2基に1回程度）、作業員の事故頻度の低さ

（200,000人時当たり0.21回）は、安全性が向上したことを明確に示す指標である。発電のパフォーマンス向上

は、主に 2つの点で見られる。（1）以前（TMI事故当時）は 60%以下だった設備利用率が、今日では 90%以上

まで上昇したこと。（2）米国の大半の原子炉において行われた出力向上により、原子炉の新設無しに原子炉7基

分を新たに併入したのと同様の効果が得られたこと。また、1年間の燃料交換停止日数は、1980年代にはおよそ

78日程度だったが、現在ではわずか20日程度と大幅に短縮している。

学ぶべき教訓:

原子力産業界を変えたのは1つの組織・機関ではない。それはチームとして努力した結果、もしくは、

少なくとも複数のプレイヤーが自らの役割を適切に果たした結果である。

原子力運転事業者協会（INPO）は、原子力産業界の独立した自己規制機関として1980年まで

に設立。

原子力規制委員会（NRC）は、連邦法に基づく独立政府機関として機能。

事業者は、発電所の安全性について最前線で責任を全う。事業者は発電を事業として営んでおり、

原子力発電所のパフォーマンス向上には高い関心を持つ。

電力研究所（EPRI）は、研究開発や、安全性及びパフォーマンスの向上に資する戦略的リスク

分析を通じて事業者を支援する。

原子力エネルギー協会（NEI）は、政策決定及び政府へのロビー活動において原子力産業界を代

表する。

事業者のCEOは、「皆が同じ船に乗っていること」、よりドラマチックな表現をするなら、「互いが互い

の人質であること」を認識していた。TMIのような事故が米国でもう1度でも起きていたら、原子力の

将来は暗いものになっていたか、もしくは全く無くなっていただろう。原子力産業界のリーダーは、エ

クセレンスの基準を継続的に高め、パフォーマンスを規制機関の要求以上に高めることに精力的に取り

組んだ。

原子力産業界や他の外部機関（非政府組織を含む）のプレッシャーを受けながら、NRCは確率論的リス

ク評価（PRA）理論に基づく、リスク情報を活用した規制を導入し改良を進めてきた。決定論的分析も

全く無くなったわけではない（依然として深層防護の安全性概念の根拠となっている）が、発電所のデ

ータは精密なPRA分析の実施を支えた。これはまた、原子力産業界及び外部機関の多大な協力により、

NRCが原子炉監視プロセス（ROP）を2000年4月までに創設するのに貢献した。ROPは、検査の一

貫性や規制の適用に関する予見可能性を与えた。

最後に、このシステムは現在進行形の取り組みであることを認識することが重要である。

65

イントロダクション: 米国の原子力発電所における35年間の安全性及びパフォーマンス向上の概要

この報告書は、1979年3月に起きたTMI原子力発電所2号機の事故直後から現在までの期間について検証する

ものである。TMI事故は米国の原子力発電の安全性及びパフォーマンスにおける分岐点であり、それ以降目覚ま

しい改善がなされてきた。パフォーマンスに関する重要な指標に「設備利用率」がある。それは大抵、次のよう

に定義される。

発電所の年間発電量／発電所の最大出力×1年間の時間数

この数値は100を乗じてパーセント表示される。最大出力は、しばしば、夏期の出力として用いられる。本報告

書に述べるとおり、最大出力は改良や出力向上によって変更することができる。後述するとおり、出力向上には

様々な方法がある。

TMI 事故前、米国の原子力発電所の年間平均設備利用率は大抵 50%以下で、事故の起きた 1979 年は約 59%だ

った。事故後 20年間以内に、米国の原子力発電所全体の年間平均設備利用率は 80%以上にまで上昇した。近年

では多くの発電所で93～94%を達成しており、過去15年間では、米国の原子力発電所の設備利用率は90%以上

と世界最高レベルである。

この報告書は、発電所のパフォーマンスの劇的な改善を達成するために、1980年代から現在までどのような変更

がなされてきたのかを検証する。この報告書は、特に、原子力運転事業者協会の役割や、同協会がどのように組

織され、高い機能を有する産業界の「自己規制機関」となったかを分析する。また、原子力エネルギー協会や電

力研究所の役割についても分析する。さらに重要なこととして、この報告書は、原子力規制委員会がこの期間に

多くの発電所における改善をレビューし、承認しながら、原子力の安全性を最優先事項として維持するためにど

のような努力をしてきたかについて論じる。特定の規制や、このプロセスにおける一般市民の参加について特に

注視する。さらに、この報告書は、電力自由化の実施又は非実施が事業者に与えた影響や、そうした市場制度の

違いが発電所のパフォーマンスに重大な影響を与えたかどうかについて検証する。

高いパフォーマンス基準を設定・導入することの重要性の認識に基づき、この報告書はこうした一連の課題に対

して相当の注意を払っている。

米国の原子力発電所が、燃料交換に係る停止期間の短縮及び燃料交換サイクルの長期化によって、高い設備利用

率と高いパフォーマンス水準を達成してきたことは良く知られている。しかし、それを達成した方法については、

広く知られたり研究されたりしていない。この報告書は、INPO、NEI及びEPRIによって推奨された設備信頼

度指標やパフォーマンス基準の創設や導入について論じる。また、リスク情報を活用した規制制度や原子炉監視

プロセスについても分析する。

パフォーマンス指標の概要

米国の原子力発電所は、全体として、自らの歴史上においても世界中のほぼ全ての原子力発電所との比較におい

ても、非常に低い運転コスト、低い産業安全事故頻度及び最高のパフォーマンス水準を誇っている。特筆すべき

指標は以下のとおり。

原子力発電所における総産業安全事故頻度は、2001年以降、200,000人時当たり0.21回以下

原子力発電所の設備利用率、即ち当該発電所が運転し発電している時間の割合は、2001年以降91%以上

66

原子力発電コストは2010年1kWh当たり2.14セントで2001年初頭以降は1kWh当たり約2セントで

推移53

手動及び自動による緊急運転停止（制御棒を挿入し原子炉の運転を停止）は2014年において約100基

で僅か59回。これはフル稼働運転時間の長期間維持に貢献54

53 Mary Jo Rogers, Nuclear Energy Leadership: Lessons Learned from U.S. Operators (Tulsa, Oklahoma, PennWell, 2013), p. 1. 54 Nuclear Energy Institute, Fact Sheet on Scrams, published in 2015, see: www.nei.org.

67

第1章: 原子力運転事業者協会（INPO）の創設

1979年のTMI事故以降における安全規制の根本的変化として、以下が挙げられる。（1）他の発電所における経

験を踏まえた各発電所における継続的な改善プロセス、（2）原子力発電所のパフォーマンスにおける人的要素分

析、（3）原子力規制委員会が炉の運転停止を判断する上での客観的な（パフォーマンス及び安全性に係る）デー

タの導入、（4）ほぼ全ての原子力発電所における燃料交換停止サイクルの長期化、（5）1979年12月の、産業界

の「自己規制組織」としての原子力運転事業者協会（INPO: Institute of Nuclear Power Operation）の設立。発

電所の運転者及び所有者は相互に依存する必要があり、もう1度事故を起こしたら全員が影響を受けるであろう

ことを認識していた。実際、「互いが互いの人質」であった55 。彼らの多くは、この状況を良い機会と捉えてい

た。そのため、原子力産業界は安全性の危機からの脱却後には、より強固で協力的なものとなっていた。しかし

ながら、本章及び後の章で述べるように、産業界を真に協力的なものとするには数年間を要した。

INPOの最初の議長の一人であり、INPOの創設及び役割の遂行を主導したLelan Sillin氏は、原子力産業のCEO

らに次のように伝えた。「INPOは我々の自慢話や宣伝をする、もしくは我々の気分を良くするために創設された

ものではない。」むしろ、INPOは「我々の弱み」を指摘し、確実に「我々がそれを克服する」よう働きかけるこ

とによって「我々を正しい方向に導く」ための「独立組織として創設された」ものである。彼はスピーチで、以

下のように続けた。

INPO を設立することで、原子力産業界も自己改善、自己規制の概念を採り入れた、これまでに無いス

テップを踏むこととなった。その過程で、原子力産業界は重要な責任を引き受けた。（中略）我々は全て

の原子力事業者が守るべき哲学を採り入れ、個々としても全体としても、我々が原子力事業の責任を果

たしていく中でエクセレンスの基準を達成することにコミットした。

彼は、「INPO は我々全員の良心として設立された。」と述べてスピーチを締めた56。この良心は、責任ある事業

運営を促進するためのものであった。INPOは、TMI事故による危機を産業界の一体化につなげた。

TMI事故以前、各原子力事業者は「離島」もしくは「独立貴族」のように行動していた。産業界内部はバラバラ

で、事業者同士が助け合うことも殆ど無かった。各事業者の所有者は産業界全体のことは考えず、自社のことの

みを考えて意思決定していた。TMI事故発生直後、産業界の一部の役員は、もし産業界自らが責任を果たさなけ

れば、事業への政府の介入度合が増す恐れがあることに気付いた。役員らは、「我々が原子力事業に行った相当量

の投資を保護するため」新たな規制環境を作ることを望んだ。そのため、彼らは自分たちが相互依存の新たな産

業モデルを本当に採り入れようとしていることを、説得力を持って示す必要があった。2016 年 2 月下旬に行っ

たインタビューにおいて、産業界の複数の人間が、Duke Power社（現Duke Energy社）のCEOであるBill Lee

氏及びPPL社（Pennsylvannia Power & Light Co.）のCEOであるSherwood Smith氏の果たしたリーダーシ

ップを指摘した。彼らは他の事業者のCEOらを説得し、自己規制組織、即ち INPOを創設することに成功した。

特にLee氏は、TMIに類似した炉型のOconee発電所が運転停止に追い込まれることを危惧していた。したがっ

て、彼には同発電所の運転を続けるための行動を取る直接的かつ金銭的なインセンティブが働いていた。

しかし、INPOの運営が全てスムーズに進んだわけではない。例えば、Detroit Edison社のCEOである Walter

J. McCarthy氏は、設立初期のCEOらの姿勢を次のように上手く要約している。

当初、殆どの人々の反応は、自分たちを監視する機関など必要ないというものであった。自分たちにで

きることはただ発電所を運転することだけであると感じていた。彼らは単に、外部の人間を招き入れ、

55 Joseph V. Rees, Hostages of Each Other: The Transformation of Nuclear Safety Since Three Mile Island (Chicago: University of Chicago Press,

second edition, 1996). 56 Lelan F. Sillin, Jr., “Follow-up on INPO Programs,” Speech delivered to INPO CEO Conference, Atlanta, Georgia, September 22, 1983.

68

自分たちの調査をさせることに対して備えがなかった。特別調査チームが、あなたの家族のことを調査

するためにあなたの家に来ると言われた場合を想像してほしい。そのチームには料理、家事、育児の専

門家がいて、あなたの家に関する報告書を出版すると言うのだ。私は、INPO の設立当初、殆どの人々

はこのように感じていたのではないかと思う。… そして、多くの人々は、 …「他者を監視する機関は

確かに必要だが、我々自身が変わる必要はない」との考えでINPOに賛成していたのではないかと思う57。

したがって、McCarthy 氏のような CEO は、INPO は既に過大な負担が課せられている産業界に対する更なる

負担でしかないと考えていた。彼のようなCEOは INPOとNRCによって二重の規制が課されることを望まな

かった。NRC は当時から、現在と同様に米国の法律に基づく規制機関として存在しており、信頼性が担保され

ていた。INPOも信頼性のある組織となる必要があった。

原子力産業界外部の人間の多くが、当初の INPO首脳陣が元海軍の原子力関連職員で構成されたことを歓迎した

一方で、当時の原子力産業界内部の人間は「原子力海軍の連中」に良い印象を抱かず、大抵が商業経験に乏しい、

もしくは皆無の彼らを信頼することはなかった。「産業界の人間の多くは彼らに対して、『我々に発電所の運転方

法を指示するとは何様だ。お前らはただ潜水艦を運転していれば良い。』と感じていた。」商業用原子力産業界の

人間は、潜水艦を運転するより、商用原子炉の運転に挑戦する方が遥かに困難なことだと信じていた。INPO設

立からちょうど2年後、原子力発電所の管理者たちは、INPOの人間が「海での話をし過ぎ」ており、また、商

用原子力事業者からすると不公平、不適切に思える海軍の基準により査察を行っているとして抗議した。「INPO

が原子力海軍の基準を自分たちの喉元に押しつけようとしている」ことが懸念であった58。

INPOの元原子力海軍の人間はどのようにしてこの問題を解決したのだろうか？INPOは組織内に、産業界から

の参加を多分に取り入れる必要があった。この点は、「安定もしくは存続に対する危機を防ぐ手段として、組織の

リーダーシップや方針決定の構造に新たな要素を取り入れるプロセス」と定義される、会員選出の概念を体現し

ていた。産業界の職員は INPOの理事会に参加した。Bill Lee氏は、理事の過半数は産業界出身であるべきだと

力説した。この理事会は INPOの指針を策定する上で重要な権限を持ち、また、産業界の代表者が多数を占めた

ため、事業者の CEO らはこの理事会を合理的で信頼性が高く、産業界自身の利害を表現してくれるものとみな

した。それでもなお、この理事会と INPO全体は、独立性を維持するのに多大な労力を払った。こうした、両者

のバランスを取る行為は継続して行われた。

INPOは、視察チームの最大3分の1を事業者からの出向者とすることを必須の慣習とした。（この慣習は INPO

の人件費を削減することにも寄与した。）次第に、INPO職員の大部分が産業界出身者となった。こうして、設立

初期は原子力海軍出身者が多くを占めていた INPOは現在、ほぼ全ての職員が商用原子力産業界出身となってい

る。しかしながら、商用原子力産業界はいまだに原子力海軍出身者を雇っている。

INPO の最初のCEO を選定する際、産業界の職員は広範囲に候補者を探し、107 人の候補者リストから、退官

した海軍大将のEugene Wilkinson氏を選定した。候補者選定に積極的に関与した、産業界のある役員は次のよ

うに振り返る。「我々は意図的に海軍の職員を探したわけではなく」、それどころか、「軍隊出身の役員の産業界で

の評判は一般に良くなかった」。しかし、このような不安要素にも関わらず、彼らは Wilkinson 氏に非凡な適性

があるとの理由から、彼をCEOに選んだ。彼は初の原子力潜水艦の初の司令官を務めた。彼はZack Pate博士

を引き連れてきたが、Pate博士も後に INPOのCEOとなった。Pate博士は当初Wilkinson氏の代理を務め、

原子力海軍出身者としての卓越した能力を発揮した59。

原子力海軍は、INPOの設立及び現在の運営に対して、主としてエクセレンスの基準を高めるという思想を通じ

57 Joseph Rees, p. 47, and reference therein. 58 Joseph Rees, pp. 48-49, notes from 1982 INPO workshop. 59 Rees, p. 61, and reference therein.

69

て影響を与えた。INPOの基本原則は、Hyman Rickover大将時代の原子力海軍を参考としたものである。その

原則の一つは、原子力事業に携わる者は皆、最も低いレベルの発電所作業員から最も高いレベルの CEO に至る

まで、自身の責任領域と、自身が報告及び説明をすべき相手を把握するというものであった60。別の原則には、

発電所にいる全員が、安全上の懸念事項があった場合にそれを申告することを奨励し、申告した者が処罰されて

はならないとするものがあった。この原則は、申告者保護にいくらか寄与した。焦点は申告者ではなく解決すべ

き問題の方に当てられた。

INPOは、設立1年目（1980年）に、「原子力産業の日々の管理に携わる職員による実務レベルのフィードバッ

クによって、INPO 組織内の技術的及び運転上の能力を補うことを目的とする」産業レビューグループ（IRG）

を組織した。10 人程度の産業界出身職員からなる 2 つの IRGが存在した。ある INPO の職員は、「何年間もか

けてINPOが取り組んできた主要な新しいイニシアチブは、全て IRGの支援を受けたものだ。」と強調している。

IRG は我々にとって無視できる存在ではない。我々は彼らを産業界の代表者としてみなしており、彼ら

の介入を許容している。我々は副社長レベルの人々と話し、INPO で直接やり取りする相手は部門長や

副社長であり、組織の部下に接することとは性質が異なる。つまり、我々は非常に高いレベルの人々と

接していることになる。

「この外部レビューの仕組みは INPOに残る最も重要な財産のうちの1つだ。」と設立初期の INPO会長は述べ

ている61。

60 Rees, pp. 70-71, and reference therein. 61 Gregg M. Taylor, “INPO at Age Five: Setting Benchmarks of Excellence,” Nuclear News, October 1984, p. 67.

70

第2章: INPOのプラクティス及びパフォーマンス基準についての詳細分析

INPOは原子力発電所の安全性とパフォーマンスの向上に焦点を当てている。主な技術に、原子力発電所の運転

における人間信頼性向上のために設計された人間パフォーマンス評価システム（HPES）がある。もう１つの主

な理論に、発電所のパフォーマンス指標の変化を記録し、発電所間で比較するというものがある。INPOのモニ

タリングチームは、個々の発電所で使用されている運転手順を評価し、ランク付けするために、定期的に原子力

発電所を訪問している。INPOは、そうしたランク付けを発電所の所有者や運転者と共有し、ベストプラクティ

スに向けた勧告を実施する。さらに、INPO は全ての原子力発電所のCEO を集めた年次会合を開催し、発電所

のパフォーマンスのランク付けについて議論する。そのため、この会議はピア・プレッシャーを安全性と運転効

率の向上に役立てることに貢献している62 。

Constellation Energy社の前副社長兼COOであり、現在は戦略国際問題研究所のシニア・アドバイザーである

Michael Wallace氏によれば、INPOが成功を収めた理由として、5つの鍵となる要素が挙げられる。即ち、（1）

CEOの関与、（2）原子力の安全性に焦点を当てたこと、（3）原子力産業界からの強力な支援、（4）説明責任、（5）

独立性の5点である63 。原子力発電所を有する主な事業者の前COO（CEOに直接報告する者）としての彼の見

方では、個人的な関与及び個々の事業者のCEOからの支援があったことにより、CEOの関与は良い結果をもた

らすこととなった。また、INPOにはCEO及び上級経営幹部（senior executive）からなる理事会がある。その

ため、CEO間レベルの直接的なやり取りから生まれる強い個人的な絆が存在している。INPOは定期的にCEO

や発電所の管理者にブリーフィングを提供している。繰り返しとなるが、コミュニケーションは人対人、ピア対

ピアを基本としている。安全性とパフォーマンス向上のために勧告された活動は、CEO レベルで意思疎通が図

られ、繰り返される。そのため、トップのリーダーシップの説明責任が確かなものとなる。さらに、INPOは年

次会合に100%の参加を要求しており、協力の機会だけでなくピア・プレッシャーも強化している。

安全性に焦点を当てることは、安全性、発電所の信頼性及びパフォーマンスは相伴うものであるという認識から

来ている。単なる規制の遵守ではなくエクセレンスの向上が原則である。結果として、発電所の所有者及び運転

者は、「原子力発電の安全性におけるエクセレンス」の向上のために、単なる規制の遵守を超えることが強く推奨

されている。

産業界は、INPOに対して全面的に協力的となるまでに約5年を要したが、今日では、INPOの理論があること

によって、産業界が INPOとともに基準の開発に参加することができることを産業界のリーダーが理解している

ため、産業界は INPO を強力に支援している。即ち、協力的かつ協働のアプローチが取られている。産業界は、

INPOが行う、内部にまで立ち入る包括的なパフォーマンスベースの評価によって、発電所のパフォーマンスに

おいて部分的に良い結果を経験してきた。こうした評価は非常に実態に即したものであり、計測可能な改善の実

現を目指したものである。INPOはまた、有能で経験豊富で発電所の運転におけるピア対ピアのレビューを行う

ことができる人材を雇っているという高い名声を得ている。

運転者及び運転についてのピア対ピア（peer-to-peer）レビューに加え、INPO は上級経営幹部レベルでのレビ

ューも行っている。こうしたレビューは、INPOがより大きな権威と説明責任を有するうえでの上級経営幹部の

リーダーシップの価値を示してきた。INPOのレポートは機密であり非常に信頼性の高いものである。INPOの

レポートは一般に公表されるものではないため、INPOは改善を必要とするような問題に対して非常に正直でい

ることができた。時には、INPOが発見したことが発電所の停止につながる可能性もある。しかし、INPOに通

常望まれていることは、運転者及び所有者レベルでの行動を決めるよう要求することである。もしそうした行動

が取られない場合、INPOは理事会に対して、発電所もしくは事業者の幹部の変更を勧告することができる。さ

62 Frank A. Wolak, “Restructuring the Japanese Electricity Supply Industry in the Aftermath of Fukushima,” Presentation by the Director of the

Program on Energy and Sustainable Development and Professor of Department of Economics, Stanford University. 63 Mike Wallace, “Creation of Institute of Nuclear Power Operations (INPO),” CSIS Presentation, April 19, 2011.

71

らに、パフォーマンスのランクは、保険料及び填補範囲に影響する。そのため、利害関係において金銭面及び評

判の面で大きなリスクとなる。こうした資金面の問題は、INPOに大きな権威とレバレッジを与えている。

CEO レベルのレビューは、産業界において、発電所のパフォーマンスを強化する最も効果的な理論と考えられ

ており、経営幹部の説明責任を保っている。INPO の理論、特に、全ての CEO を集めた年次レビュー会合に関

する広範な経験を有する、あるCEOによれば、年次レビュー会合の様子は以下のとおり。

全てのCEOが、Zack Pate氏［長く INPOの副会長を務めてきた当時の INPO会長］とともに大きな

部屋に集められ、彼が個々の事業者の名前と直近のランクを次々と読み上げる。我々のピアのランクを

知る唯一の機会であり、強く印象付けられる瞬間である。最初のスライドは全て第1ランク、即ちベス

トとランク付けされた事業者である。Zack氏からは多大な賛辞が贈られ、CEOにありがちな得意顔と、

大きな笑顔が浮かぶ。［また、CEO は INPO 会長から銘版を受領する。］次に第 2 ランクが発表され、

CEOは大変良い気分になる。次に第 3ランク［平均的なパフォーマンス］が発表され、CEOはただ控

えめに座っている。そして第 4ランク、第 5ランク［最も低いパフォーマンス］が発表される。そのラ

ンクの事業者が抱える問題に関するとてもフランクな議論がしばらく行われるが、CEOは最低ランクに

ついて語ることにあまり気乗りしない。私は、それはプライドもしくはエゴから来るものだろうと推測

する。CEO は皆とてもエゴイストだ。私が言いたいのは、CEO は主な事業者を管理するために働いて

きた者たちであり、我々の社会的、文化的目的は、発展によってベストとなりピラミッドの頂点に立つ

ということである。私は、ここではそれが本当にドライバーとなっていると思う。我々は皆 1 番になり

たいし、ピアの間で、パフォーマンスが低調であると見られたいとは誰も思わない64

第4ランク、第5ランクにカテゴリーされたCEOは、ピアの前に立ち、自らの事業者及び発電所が問題を解決

するためにどのようなステップを踏むか説明しなければならない。しかしながら、彼らは決して孤独ではない、

ということを強調することは非常に重要である。というのも、他の CEO 及び上級役員が、産業界の他のメンバ

ーからどのような支援を受けられるかということを彼らに伝えるからだ。多くの CEO が、この理論を「恥によ

る管理」と説明してきた。全ての CEO は面目を保ちたいと思っているし、トップパフォーマーだけが入れる会

員制クラブの一員となりたがっている。この理論は競争的に見えるが、また協力的でもある。というのも、事業

者の経営幹部は互いに依存しており、偽りのない支援表明が得られることを理解しているからである。もし、1

つの発電所が主要事象もしくは事故を起こした場合、規制による監視のみならず、世論に悪影響を与え、結果と

して全ての発電所を傷つけることとなりかねない。Atlantaにある INPOの本部には、第1ランクにランク付け

された全ての発電所の名前が、その年のトップパフォーマーとして永遠に消えないよう壁に刻まれている。

これまで、INPO及び産業界の外部にいる者が、「自己規制」というものが本当に存在しうるのかについて疑問を

呈することがあったが、INPO は企業からもNRC からも独立であるため、INPOの理論は機能してきた。独立

であることは孤独を意味するものではない。前章に述べたとおり、産業界の代表は、INPOの理事会の主要なポ

ジションを占めており、INPOは事業者から多くの職員を借りている。既に述べたとおり、企業は INPOに対し

て運転に関する情報を開示することに大きな価値を見出しており、NRCはINPOのプログラムを採用してきた。

しかし、NRC は独立した政府機関としての役割を果たしている点で、依然として必要である。原子力を有する

いかなる国においても、トップの安全規制機関は市民に対して説明できなければならず、そのため独立した政府

機関である必要がある。

INPOが事業者及び原子力発電所の管理の改善に与えた影響を説明する際は、Peach Bottom原子力発電所の例

を考慮する必要がある。同発電所に対する当初の INPOの評価では、同発電所の管理は「期待されているパフォ

ーマンスの基準を強調し、強化するための適切な取り組み」を行おうとしたがらなかった。INPOは、「必要な変

64 Rees, Hostages of Each Other, pp. 104-105.

72

更の導入に当たっての企業としての支援の欠如」を確認していた。INPOが12カ月後にフォローアップした際、

依然として発電所には深刻な問題があった。そのため、INPO の CEO は、同発電所を運転する Philadelphia

Electric 社に対して、厳しい内容の書簡を送った。INPO の会長はまた、同社の CEO 及び他のエグゼクティブ

と非公式の会合を開催した。しかしながら、そうした書簡及び会合にも関わらず、再度の評価では、管理上の問

題が改善されていないと決定づけられた。そこで、INPOはこの問題に対処するための産業界パネルを設置した。

このパネルはPhiladelphia Electric社の上級幹部のマネジメントに対して容赦ないほどに批判的であり、最終的

に同パネルの理事会が、同社のトップマネージャーの早期退職を引き起こすこととなった。同社の新しい管理者

は、同発電所における INPOの改善策をその後導入し、安全性と信頼性が向上した。この一連の事象は、INPO

が自身の勧告に対して産業界に説明責任を持たせる能力を示す最初の事例であるとして、産業界のオブザーバー

からしばしば言及される65 。この事象は INPO設立後最初の10年間の終わり頃、即ち、組織としての成熟度を

示すうえで適切な、かつ 10 年間でどのような進展が見られたのかを示すうえで遅過ぎないタイミングで起こっ

た。

INPOは、一般市民、事業者もしくはその両者に対して説明責任を本当に果たしているのだろうか。一般市民に

対する完全な透明性を確保すべきか、原子力発電所の所有者に対して厳密に正直かつフランクであるべきか、に

ついては、当初から葛藤があった。当初、INPOのリーダーは、一般市民に対する完全な透明性を示すために全

ての報告書を一般公開し、特に全ての発電所に対して報告書を配布しようとしていた。しかしながら、INPO及

び産業界は、こうした完全な透明性が意図せず悪い結果を招くことを発見した。原子力安全規制に関する第一線

の学者であるJoseph Rees氏によれば

これらの［産業界に広く配布された］報告書の多くを読むと、注意深く控えめな言葉遣いで、体裁よく

外交文書のような文体で書かれているとの印象を抱かざるを得ない。また、INPO の職員が何らかの理

由により、原子力発電所のパフォーマンスについての評価の記載に当たって、遠慮のない、率直な表現

を用いることに対して非常に消極的だったとの印象も抱かざるを得ない。INPO の職員は批判を遠慮し

ており、なぜそうしたかという理由を明らかにすることは難しくない。産業界の組織として、INPO は

最も有力な顧客、即ち、こうした類の報告書に関連するリスクに対して、理解できないほどナーバスな

原子力事業者のCEOの懸念に対応していたのだ66。

INPOのCEOであるJames Ellis氏によれば、INPOが、事業者のCEO及び発電所の所有者以外には評価報告

書を公開しないよう扱いを変更したことによって、「問題点や改善の余地のある点について、よりオープンで率直

な意見交換や議論ができるようになった。レポートの機密性が、パフォーマンス向上と原子力の安全性にとって

重要な要素であることが証明された。」67対照的に、NRCは透明性のある監視及び規制を行い、一般市民が安全

性に関する知識を確実に得られるようにする責任を有する。しかしながら、産業界の自主規制組織としての INPO

は、NRC が実際に安全性に関する問題とみなすレベルにまで問題が進展してしまう前に適切な行動を取ること

ができる組織であり、通常そのような行動を取っている。

INPOは、第一の顧客が産業界であることを明確にした。しかしながら、発電所に改善すべき問題があった場合

に、INPOの職員が当該発電所の運転者に対して何を伝えているのかヒアリングすることは難しいため、立ち入

って INPO の評価を行うことは依然困難である。 INPO は、小さなことを見逃すことは許されないと考えてお

り、細かな点まで注意している。INPOはまた、自らが改善のために行っていることの明快さや、総合的なリス

ク管理の価値について固く信じている68 。

65 John B. Taylor and Frank A. Wolak, “A Comparison of Government Regulations of Risk in the Financial Services and Nuclear Power Indsutries,”

Chapter 13 in Sidney Drell and George Shultz, editors, …, p. 290. 66 Rees, Hostages of Each Other, p. 94. 67 James O. Ellis, “Testimony to National Commission on the BP Deepwater Horizon Oil Spill and Offshore Drilling,” August 25, 2010. 68 INPO, “Excellence in Integrated Risk Management: The elements, attributes, and behaviors that exemplify excellence in integrated risk

management,” INPO 12-008, August 2013.

73

さらに、発電所間で運転経験を共有させることは重要である。INPOは、そうした情報共有の円滑化に主だった

役割を果たしてきた。事業者は協働する必要があると感じた際に、実際に情報をオープンにし共有した。INPO

は当初、情報交換センターであった。INPOは、ニュースレターや他の印刷物を通じて、連絡先を伝えた。今日、

こうした情報共有は全てINPOのウェブサイトで行われており、会員料を払ったメンバーはアクセス可能である。

INPOはまた、既に同様の問題やその解決策を発見しているメンバーがいないかどうか、ピアに電子メールで質

問している。

INPOはまた、教育・訓練プログラムでもよく知られている。例えば、新任の運転管理者に対しては、過去の教

訓を伝えるメンターをつけている。発電所の他のポジションの者にも同様である。将来のリーダーに対しては、

次のレベルのリーダーシップ・プログラムやリーダーシップ・セミナーを用意している。これらは通常、セミナ

ー全体を通して変わらない 12 人程度のグループで行われる。発電所のパフォーマンス向上のためのキャリアア

ップや協力において、ここで作られる人脈は非常に価値がある。将来のリーダーは、それぞれ問題を持ち寄り、

うまくいっている事柄について議論するよう求められる。そのため、参加者は互いから学び、ピアに対してオー

プンであることが奨励される。

独立原子力認定委員会は、INPOの訓練プログラムを認定している。最初の認定に続いて、事業者の訓練プログ

ラムは 4 年毎にレビューがされる。もし事業者が認定を失えば、仮及第期間に位置づけられる。発電所のライ

センスを取り消すことができるのはNRC のみであるが、INPO の認定委員会は認定を取り消すことができる。

もしそうなれば、発電所は認定を再取得する取り組みのための追加的な特別訓練支援を受けることになる。事業

者の管理は、訓練プログラムの認定を維持するために迅速かつ適切な活動を行うことが期待されている。この認

定プロセス及び委員会は1980年代終わりに設立された。

INPOの理論において、評価は主な柱である。評価は、各発電所で 2年に1度実施が求められている。2年間で

パフォーマンスが大きく低下する発電所もある。そのため、良好なパフォーマンスを継続するため、INPOは評

価チームが訪問する間の責任者として、発電所監視リーダー（以前は上級代表者（senior representative）

として知られていた）の配置を求めている。近年、INPOはデータ発掘ツール（原子力産業界外部で開発された

もの）を活用している。これは、運転者と INPOが、互いのギャップを見つけ確定するに当たってより良いアイ

デアを見つけるのに役立っている。産業界の一部にはこのプロセスにおける煩雑な手続きに関する懸念もあった

が、今のところ明らかに良い効果を生んでいるように見受けられる。

評価プロセスにおいて鍵となる原則は、発電所が自己報告データを提供することである。評価プロセスの大部分

を、データやトレンドの確認が占める。自己報告データにまず焦点が当てられる。そのため、発電所はそうした

情報の報告に不快感を覚えるようではいけない。また、仕事を失う恐怖に怯えてもいけない。全てを正直に報告

した際、その内容について罰を受けるようなことが無いと保証されている限り、発電所の運転が良好だったかど

うかのデータを報告する必要がある。そのことを発電所の運転者に理解するのに当たっては、安全文化の醸成や

エクセレンス追求の文化が大きく貢献した69。

INPO の設立から 15 年で、産業界は発電所の運転停止期間に関して大幅な改善を経験した。業界全体では、運

転停止管理の改善によって、燃料交換のための停止日数の中央値が1989年の78.5日から1994年には56.5日に

短縮した。2015年の終わりまでに、停止日数は多くの発電所で約20日まで短縮している。それらの発電所は計

画的な設備メンテナンスの多くを運転中に実施することが出来た。例えば、ディーゼル発電機のメンテナンスは、

以前は運転停止中にのみ実施可能だったが、現在は運転中でも実施可能となっている。さらに、多くの発電所で

燃料交換サイクルを2年に延長済みもしくは延長中である。

69 INPO, “Traits of a Healthy Nuclear Safety Culture,” INPO 12-012, December 2012.

74

INPOの運営コスト及び事業者が INPOの一連の活動のために要するコストはどの程度だろうか。最初に強調し

ておくことが重要なのは、発電量 1kWh当たりのコストは、第 1ランクの発電所の方が低いということである。

1 基当たりの保険料は 1kWh 当たりのコストやランクに影響される。こうしたコスト削減効果は、CEO、COO

及びCFOが INPOの会員料を払うことを納得させるのに大いに役立っている。会員料は原子炉の基数を基準と

している。INPOが 2013年に米国歳入庁に収めた税額によれば、INPOの収入は 1億 1,460万ドルであり、そ

のほぼ全てが会員料である。当時、米国内の運転中原子炉は104基であった。そのため、1基当たりの平均年間

会員料は約100万ドルということになる70。過去の納税額を見ても1基当たり約100万ドルである。各発電所の

評価プロセスが INPOの支出の約60%を占めている。それ以外では、INPOが事業者からの出向職員に支払う給

与の支払いに支出されている。出向職員の数は、事業者の所有する原子炉基数による。およそ4分の1から3分

の1の職員が事業者からの出向である。インタビューに応じたある職員によれば、近年の出向職員の数は380人

にも上る。即ち、平均して1基当たり3人から4人の職員が INPOに出向していることとなる。出向職員1人当

たりのコストが給与や手当を含めて約15万ドルだと仮定すると、約50万ドルは INPOの活動支援のために事業

者が追加的に支出していることとなる。しかしながら、その追加的コストは、出向職員が得られる経験によって

正当化されている。出向職員の INPOにおける任期は通常18カ月である。さらに、各発電所は毎年 INPOの一

定数の活動を支援することが義務づけられている。例えば、Oconee原子力発電所の副運転長であるScott Batson

氏によれば、彼は 2016年初めにWANOの活動の支援のために毎年 1人の職員をメキシコでの 3週間の訓練に

参加させており、通常毎年 INPOの訓練コースに数人の職員を派遣している。

続けて Batson 氏は、コストについて以下のように述べている。「事業者の決定は、産業界のエクセレンスと

定義されるもの、即ち、鍵となるパフォーマンス指標を達成する、もしくは大きく下げないようにするための取

り組みによって影響を受けており、そのコストを定量化することは難しい。事業者は、鍵となる指標を管理する

ために、よい高コストの選択をするだろう。Duke Energy社（Oconee発電所の所有者）とOconee発電所は、

発電所のパフォーマンスで産業界の上位4分の1もしくは上位10%に入るという目標を設定した。これは INPO

の文化に影響を受けたものだ。今までのところ、事業者やそのトップマネジメント層は、そのランクに入ること

は価値のあるものだと考えている。しかしながら、それによって、設備利用率や安全性をさらに改善することに

はならないような設備についてまで、高コストをかけて改修することとなる可能性がある。Oconee 発電所は、

一部でそうしたことを始めつつある71。」

INPO は、国際的な情報共有のための視察を実施してきた。1994 年の INPO の出版物は、INPO のチームが、

運転者の訓練、特に、異常事態もしくは緊急事態の対応のための訓練に関する情報や、発電所の運転に関する他

の要素に関する情報の交換のために実施した、関西電力の大飯発電所の視察について述べている。そのチームに

は、2名の産業界のピアと、3人の INPO職員と、関西電力から INPOへ出向中のエンジニア1名がいた。視察

チームが、運転員が行うシミュレーターの緊急事態及び異常事態シナリオへの対応を視察し、運転員の訓練につ

いて議論し、発電所内のその他の活動を視察した後、同発電所は、原子力産業界と模範的なプラクティスをいく

つも共有していると述べた。加えて、視察チームのメンバーは、同発電所のシミュレーター訓練に関して有益だ

ろうと考えられる他の発電所における経験に基づく提案をいくつか行った。

70 See: http://990s.foundationcenter.org/990_pdf_archive/581/581382198/581382198_201312_990.pdf 71 Interview with Scott Batson, Oconee Nuclear Station, Seneca, South Carolina, February 25, 2016.

75

第3章: 原子力エネルギー協会（NEI）の役割

原子力エネルギー協会という名称が公に良く知られるようになったのは 1994 年以降であるが、その前身で最も

古い組織である原子力産業会議は 1953 年に設立された。それ以降、原子力の様々な要素に影響を与える政策的

課題については、産業界自身の「声」を伝える必要があることが産業界に理解されてきた。1994年までは、そう

した課題を管轄する組織がいくつか存在した。より効果的な政策を実際に立案し、原子力産業界に与える政策的

影響をより良くするために費やされた時間と同じくらいの時間が、そうした組織間における会合や声明の調整に

充てられていた72 。そのため、1994年に、以下の組織が統合してNEIの傘下となることが決められた。

一般的な規制・技術的問題を取り扱う原子力管理人材協議会（NUMARC）

エネルギー問題について全国的な広報活動を実施する米国エネルギー啓発委員会（USCEA）

政府関係の対応を行う米国原子力エネルギー協議会（ANEC）

使用済燃料管理、核燃料供給、原子力の経済性に関する問題等を管轄していたエジソン電気協会の原子

力部門

NUMARCとUSCEAは1987年に原子力産業会議の支援により設立

今日、NEIは、会員の参加と出資を得ながら、原子力産業界に影響を与える主な法律及び規制の問題に関する方

針を策定している。国際機関や国際会合においてのみならず、米国議会、行政機関及び連邦規制機関に対して、

産業界の統一した声の発信者として機能している。また、NEIは産業界のために、技術面や経営面での課題を解

決するためのフォーラムを提供している。最後に、NEIは会員、政策担当者、ニュースメディア及び一般市民に、

原子力産業に関する正確でタイムリーな情報を提供している。

NEIは52人の理事会で統括されている。理事会には国内の25の原子力事業者、プラント設計者、建築・エンジ

ニアリング企業及び燃料サイクル企業が含まれている。理事会のうち 19 人は、NEI の経営及び方針の決定に関

して責任を負う執行委員会の委員を務めている。

NEIは17の国に350の会員を有する。その中には、原子力発電所の運転事業者、プラント設計者、建築・エン

ジニアリング企業、燃料供給事業者、サービス企業、コンサルティングサービス企業、製造メーカ、原子力医学

及び原子力産業応用関連企業、放射性核種・放射性医療品企業、大学、研究所、法律事務所、労働組合、国際的

な電気事業者が含まれている。

NEIが掲げる原子力の将来に関する目標は、米国の商業用原子力業界が短期的には競争力を高め、長期的には確

かな未来を実現するような政策が確実に実施されるようにすることである。過去2年間、NEIは、IHS Energy

社が実施した燃料及び技術の多様性評価に関する主要な研究への支援に貢献した。この研究の報告書は、政界の

リーダーや選挙で選出された役人のブリーフィングや、シンクタンクにおける分析及び金融業界において、信頼

性が高く炭酸ガス排出の無い電源としての原子力の役割を強調することに利用された。加えて、NEIはDOEに

よる4年毎のエネルギー見直しにおいて、米国の電力供給における原子力の重要性に関するコメントや勧告を提

出している。さらに最近では、NEI はEPA が提案中の炭酸ガス排出削減に関するルールに対してコメントを提

出している。NEI は同庁に対して、「既設及び建設中の原子力発電所に対する手当てには重大な欠陥があると述

べ、提案中のルールに対して、電力セクターでの炭酸ガス排出削減における原子力の役割が適切に認識されるよ

うな変更を提示している73。」

NEIは、一般市民及び政策担当者の、原子力に関するより強固な信念を反映し、連邦及び州レベルにおいて、原

72 Interview with Anthony Pietrangelo of NEI, February 23, 2016, Washington, DC. 73 “Future of Nuclear Energy,” NEI Report to Members, 2015, www.nei.org/About-NEI/President-Report

76

子力に対する持続的かつ超党派の政治的支援を実現することを政治的目標としている。2015会計年度において、

NEIは、Obama政権の要求によってNEIのメンバーが負担する可能性のあった9億ドルもの支出を、連邦政府

へのロビー活動によって削減することに成功している。特に、Obama政権の予算案では、Yucca Mountain計画

の難航により延期されていた放射性廃棄物基金に対して産業界が 7.5 億ドルもの資金を拠出することとされてい

た。NEI はまた、DOE のガス拡散法ウラン濃縮施設の廃止に係る除染及び廃止措置税を審査することを回避し

ている。

NEIはまた、全米及び国際レベルでのエクセレンスを承認するため、表彰を毎年行っている。加えて、NEIは発

電所の運転におけるさらなるエクセレンス向上を奨励するため、産業界のトップパフォーマーに表彰状を贈呈し

ている。

さらに、NEIの不変の役割は、信用でき、信頼性が高く、効率的で効果的な規制環境が、安全の重要性を基本と

する規制がこれまで与えてきた影響を確実に反映したものとなるようにすることである。最優先事項は、産業界

の活動に規制が与える総合的な影響を低減することである。NEI は、NRC の委員及び委員長の任命に際して、

効果的なリーダーシップと効率的な規制の必要性をホワイトハウス及び議会に伝えることにとって、NRC のリ

ーダーシップを形作ってきた。また、NEI のリーダーシップのもと、「産業界は、規制要件や 6 つの原子力発電

所サイトにおける活動に優先順位やスケジュールを定める新たなプロセスを試験導入した。約100のプロジェク

トに優先順位が付けられ、いくつかの規制や発電所が主導する活動の枠組みやスケジュールに変更が加えられた74。

74 “Regulation,” NEI Report to Members, 2015, www.nei.org/About-NEI/President-Report

77

第4章: 電力研究所（EPRI）の役割

電力研究所は、発電、送電、配電、電気使用に関する共同研究を促進するための非営利組織として 1973 年に設

立された。EPRIには、技術開発、技術統合、技術実証、技術応用に関する総合的なシステム活動がある。EPRI

の幅広い技術ポートフォリオは、（この組織の技術革新プログラムにより）短期的なソリューションから長期的な

戦略的研究にまで及ぶ。EPRIの本社は、North Carolina州CharlotteとCalifornia州Palo Altoにあり、スタ

ッフの一部はプロジェクト活動とニーズアセスメントに従って Washington DC、東京、および他の数カ国を拠

点として活躍する。つまり、EPRIは米国を拠点とするが、海外に活動範囲を広げ、米国外にも参加会員がいる。

特に、EPRIの北米会員は700組織を超え（北米の発電企業の90%超を含む）、また海外の会員は130組織を上

回る。EPRI は、政府からの独立を維持するとともに、大企業からの不当な影響も受けないことを誇りとしてい

る。数百の会員を持ち、特定のサブグループの会員に左右されない。

EPRI は、大学、国立研究所、供給業者（技術商用化を行う）などの基礎研究開発組織間を取り持っている。従

ってEPRIは共同技術開発および技術応用の統合を支える役割を担う。その役割は特定の技術に依存することで

正確に機能する。

原子力発電技術に関して、EPRI は装置の信頼性、原子力運転と資産管理、高性能燃料、非破壊評価、ヒューマ

ンパフォーマンス、およびリスク安全管理を含む様々な領域で研究上の役割を担っている75。EPRI は、発電オ

プションとしての原子力発電の安全で、信頼でき、費用効果の高い、環境に配慮した使用を支援する研究を行っ

ている。原子力発電所事業者、規制機関、他の研究組織との世界規模の協力を通じて、EPRI は費用効果の高い

技術の開発、技術ガイダンスの策定、および知識移転ツールの開発を行い、それにより、既存の原子力資産の価

値を最大化するとともに、新原子力技術展開についての情報を提供する76。この章の残りの部分では、原子力発

電所の安全性とパフォーマンスの向上に関連してEPRIが取り組んできた主要なものだけでなく他のプログラム

とプロジェクトについても説明する。

装置の信頼性

原子力発電所は、安全かつ確実に費用効果高く運転できるよう多数のポンプ、弁、ケーブル、遮断器、およびそ

の他の機械設備、電気設備、計装制御設備に依存している。こうした設備を高い信頼性で操作し続けるには、適

切に訓練された発電所職員が慎重に計画された運転、保守、修理、交換等の作業をうまく実施できるかどうかに

かかっている。EPRI の機器信頼性研究により、発電所全体の信頼性と安全性を向上させるために原子力発電所

と技術系職員が利用できる様々なツールや技術が開発されている。

検査技術

亀裂や劣化の兆候に関して材料を検査するために多様な技術が原子力産業で採用されている。例えば、妊娠中の

胎児の健康を検査するのに使用される基礎的な超音波技術は、プラント機器や溶接部の健全性を評価するために、

熟練技術者によって原子力産業で活用されている。EPRI は、地下配管、複雑な配置など、困難な適用条件で使

用するために新たな検査技術と手段を開発、試験、評価する。こうした検査から得られる情報は次に、機器の交

換、修理、または運用の継続の可否と時期にかかる戦略的決定についての通知に使用される。

75 Ray Chambers, EPRI Program Manager, (Contact info: Tel: 704-595-2080 and E-mail: [email protected]) “Equipment Condition

Monitoring: A Nuclear Perspective,” PowerPoint presentation, undated. 76 Text from http://www.epri.com/Our-Work/Pages/Nuclear.aspx, Contact info: Scott Carlberg, Director, Strategic Communications; Office:

704-595-2892; Mobile: 980-214-2128; E-mail: [email protected]

78

モバイルワーク管理

競争圧力に対抗するため、原子力発電所所有者は運転と保守を最適化し、電力生産コストを可能な限り低く抑え

ることができる新技術の評価を行っている。モバイルワーク管理は、EPRI がより効果的な発電所保守を支援す

るために策定中である、エレクトロニックワークパッケージからバーチャルリアリティ「アプリ」までの一連の

ツールを含む。

材料

運転中の発電所で使用される材料は、構造的完全性、特に発電所の耐用年数に潜在的に影響を及ぼす可能性のあ

る条件に晒されている。そのような劣化が様々な資材にどのようにして（どのような速さ、どのような条件下で）

起こるかを理解することは、プラント設計と運転の情報を伝えるのに役立つ。EPRI は、潜在的な劣化の特定の

ための検査と評価のガイドラインを策定し、さらなる劣化を防止するための軽減技術を評価し、発電所の耐用年

数の最大化のための特性が向上した新材料についての基礎研究を実施する。

リスク管理

リスクに関する情報を活用した合理的な評価は、安全性と費用効果の高い発電所の運転に寄与し得る。発電所と

作業員の安全に対する最大リスクを伴うそれらのプラントシステムと設備を重視することにより、原子力発電所

運転者は、関連の技術的要素を発電所の保守、改良および手順に関する決定に完全に組み入れることができる。

EPRI のリスク安全性研究のおかげで、発電所のシステム内からのリスク、および地震、洪水、火災、竜巻、セ

キュリティ上の脅威を含む外部ハザードからのリスクを数値化することができる。こうしたモデルに基づく決定

が原子力産業の運用経験と現在のコンピュータの発達を反映するには、リスクを解析するのに使用するモデルを

継続的に改良することが必要である。

水の使用

最新の冷却、水処理などの革新技術は、真水使用量の削減、規制の強化、発電容量の新たな設定を行うのに役立

てることができる。露点冷却や熱サイフォン冷却の技術は、例えば、蒸発損失及び湿式再循環冷却塔を備えた発

電所に必要な補給水を大幅に減少させることができた。

超音波探傷用探触子（Acoustic Mouse）

EPRI は、原子力発電所の機器の検査を革命的に変える可能性のある最先端のハンドヘルドツールを開発中であ

る。超音波探傷用探触子（acoustic mouse）は低価格で、従来の技術が達成している精度に匹敵するか上回るリ

アルタイムの超音波画像を送ることができる。

コンクリート検査

改良された検査技術と資産管理技術はコンクリート構造物の潜在的な劣化に取り組むために必要とされる。例え

ば、コンクリート構造物を探査するクローラロボットは、大型重要構造物の高速かつ安全かつ精密な検査を行う

ことができる。

粉末冶金

EPRI が開発中の製造革新技術では、製造の加速化、検査性の改善、ライフサイクルコストの削減を可能とし、

ほぼ最終形状の形態の弁本体およびその他の機器を生産することができる。

79

センサーと運転

原子力発電所で使用される既存のセンサーは効果的であるが、中には信頼性とパフォーマンスに疑問のある性状

のセンサーもある。例えば、水素センサーは調整するのに時間がかかり、圧力センサーには多くの可動部分があ

り、作動させるのに格納容器内に電力が必要である。EPRI は、これらの制約を回避することができるように固

体水素センサー、光ファイバーブラッグゲートセンサーなどの最新技術を研究している。

リスク及び安全管理プログラム（Risk and Safety Management Program, PRMS）

プログラムの内容

リスク及び安全評価では、原子力発電所所有者がプラント設計、および運転と保守方法に関する技術的に健全な

決定を行うことができるようにする情報を提供する。こうした決定は、安全性と費用効果の高い発電所の運転に

寄与する。これらの評価への取り組み方は、オンライン・メンテナンス、点検間隔延長、許容待機除外時間の柔

軟性、およびリスク情報を活用したパフォーマンスベースの火災防護についての情報を伝えるために利用されて

もいる。リスク解析と適用のための方法をさらに改良、拡張することは、それらの適用が産業界の運転経験およ

びプラントの反応に対する向上した理解を反映する決定、効率的かつ実用的にそれらが採用され得る決定、およ

び最先端のコンピュータの発達を適切に利用する決定を裏付けるために必要である。リスク及び安全管理プログ

ラム（Risk and Safety Management Program: RSMP）では、リスク評価方法、その方法の使用を容易にする

ためのガイダンス、既存と将来の原子力発電所の安全かつ経済的な運転を向上させるためにより実用的かつ効率

的に使用できるツールを開発する。このようなツールには、これらの目標を最も効果的に実現するために必要な

詳細なリスク解析を行う、EPRIの開発したソフトウェアも含まれる。

研究の意義

リスク情報を活用したパフォーマンスベースの取り組み方は、原子力発電所、規制機関および一般市民にとって

利益を生む方法である。こうした取り組み方を用いることで、原子力発電所所有者と規制機関は一般市民の安全

衛生を保護する上で真に重要な問題に重点を置くことが可能である。原子力発電所所有者はまた、より柔軟なプ

ラント運転を実現しコストを削減するような取り組み方を用いることができる。リスク評価は、リスク情報を活

用したイニシアチブ、プラント機器信頼性の改善策、および確率論的リスク評価（PRA）技術の進化から得られ

たより深い理解を幅広く活用することにより、プラントの安全とパフォーマンスの多くの側面について改善させ

てきた。RSMPの参加組織は、以下のものを利用できる。

重大問題に関連した研究ギャップ（火災、地震その他の外部ハザードのリスク解析など）、およびこうし

たギャップに取り組むのに必要な協調的行動の概要をまとめた戦略的ロードマップ

重要度決定プロセス（Significance Determination Process）、緩和系パフォーマンス指標（Mitigating

Systems Performance Index）を含み、また、世界的には定期安全事例（periodic safety case）と運転

認可更新を介して、リスク情報を活用したパフォーマンスベースの規制環境で運転している事業者にと

って価値のある研究結果と技術的情報

プラントの安全性を高めプラントと資源の要件を軽減するために効果的に使用できるツールおよび方法

共通の用語と取り組み方を用いて規制への対応の裏付けとなるリスクフレームワーク

すべての原子力発電所の最大の使命は、安全な運転である。EPRIのRSMPは、原子力発電所所有者が安全性に

取り組み、効果的な安全性の改善策を特定することについて十分に理解できるようにする実用的な方法とツール

を提供する。こうした方法とツールの多くはまた、そうした発電所の信頼性の向上に関して重要なメリットを提

供し、その結果、事業者がより効率的で費用効果の高い方法を一般市民に提供することができる。

80

取り組み方

RSMPにおける基礎研究は、確率論的リスク評価（PRA）の実施のための方法とツールを改良開発することであ

る。リスク情報を活用したフレームワークで PRA を利用するリスク管理者からデータと経験内容を収集、評価

することで、方法は改良される。外部電源喪失などの事象に関するデータの数値的、論理的なモデリング技術と

解析で応用研究を通じて、ツールは改良される。方法とツールをさらに進化させる目的は、より明確に地震、外

部浸水、強風荷重など外部ハザードと関連したリスクに取り組むことである。

基礎研究はまた、規制の範囲内で、会議、リスク情報を活用したディスカッションフォーラム、およびEPRI研

究活動を通じてリスク情報を活用した方法を進化させるためにステークホルダーの関与を支援するためのもので

もある。例えば、この研究領域では、低出力状態および停止状態の取扱いに対する技術的な理解を深め、国際基

準の策定への参加を支援し、構成リスク管理のための方法と問題に関するガイダンスをまとめる。最後に、EPRI

は基礎研究を通じて、新世代のリスク管理者の育成のための構造的な取り組み方を提供するリスク管理専門家教

育カリキュラムの策定と改良を継続的に支援する。

プログラムごとに確立される戦略的目的に取り組むため、EPRIは、複数の事業体間で必要とされる研究を計画、

調整、実施するためのロードマップを策定してきた。RSMPに関するロードマップは、火災、地震その他の外部

ハザード（浸水、強風など）に対する PRA の実施に直面する技術上の障害に取り組むために策定されてきた。

追加ロードマップは、低出力状態および停止状態での活動、および次世代のソフトウェアツールの開発に重点を

置く。

個別の追加プロジェクトを通じて、原子力発電所事業者は多様なリスク管理関連ソフトウェアツールを利用でき

る上、それらを使用する様々なユーザーグループと接触することもできる。統合リスク管理技術ユーザーグルー

プ（Integrated Risk Technologies Users Group）（CAFTA、EEOS、Phoenix他を含む）などのリスク管理ツ

ール、GOTHIC、MAAP、HRA Calculator、FTREX は、追加プロジェクトを通じて維持、改良されている。

これらのツールのそれぞれをサポートするとともに、リスク情報を活用した規制上の取扱い、構成リスク管理、

リスク情報を活用した技術仕様など、特定の適用に取り組むために、ユーザーグループを活用できる。

成果

EPRIのRSMPは、リスク情報を活用した取り組み方が原子力発電所に影響を及ぼす運転上、保守上および規制

上の決定を行うに際して使用することができるよう図る産業界の取り組みを支援する。これは、EPRI が以下の

とおり実施したプロジェクトを通じて実証されている。

原子力発電所のシビアアクシデントがどのようにして起こるかを検証する総合研究レビューを実施した。

MAAPコードを使用する詳細な解析に関連して、この研究では、シビアアクシデントを管理し、重大な

放出の可能性を軽減する上で効果的になる可能性のある方策（格納容器フィルタードベント）に対する

理解を深める。本報告書、またサポート研究では、規制上の決定の情報を伝え、新世代の原子炉に対す

る事故リスクを解析するための基礎を形成し、それによって耐用年限を超えて現在運転中の原子力発電

所の安全を確保することが可能となる。

シビアアクシデントの解析を実施し、福島事故および最近の他の進展状況から理解を深めるために

MAAP5コードを拡張した。様々な事象の経過に対する理解を深めるために、福島事故の詳細な技術解

析を実施した。

81

次世代のリスク管理専門家の研修（今日までの総修了生180人）を継続した。レベル2 PRAに対する格

納容器反応の解析に始まり、最新の主題を組み入れるために、リスク管理専門家の研修の範囲を拡張し

た。確率論的リスク評価とリスク情報を活用した規制の基本事項に関する一連のコンピューターベース

研修モジュールの最初の5部を開発した。これらのモジュールでは、リスク原則を伝えるための便利で

理解しやすい方法を提供する。

外部浸水と関連したハザードの評価方法をまとめ、立証した。

内部火災のより現実的なリスク評価を裏付けるために根本的に改良された技術基盤を用いて新しい発火

頻度を確立した。リスク情報を活用した規制を裏付けるものとして、米国火災防護協会（NFPA）規格

805への移行を含め、火災の確率論的リスク評価を確立する方法を改良した。とりわけ、今後の火災の

PRAの重要な要素の基盤となる新データベースを構築した。

価値のあるリスク情報を活用した適用を裏付けるためにリスク管理に使用されるソフトウェアを拡張し

た。

すべてのモードとハザードの解析、およびプラント全体の統合リスクプロファイルを可能とする

Phoenixソフトウェア（最新のリスクコード）用の最初のモジュールを開発した。

火災のPRAを裏付けるものとして人間信頼性解析を実施するための詳細なガイダンスを作成するとと

もに、地震のPRAに使用するための類似のガイダンスを策定した。

福島事故後の規制その他の措置に対応して、地震評価を実施するとともに、地震ウォークダウンを実施

するのに使用することができるガイダンスをまとめた。地震後の原子力発電所運転再開に取り組むため

のガイダンスの改訂版を策定した。

沸騰水型（BWR）と加圧水型（PWR）での使用済燃料プールに対するPRAを実施するためのフレーム

ワークを完成させ、パイロットプラントでそのフレームワークを利用した。

本年の活動

2016年のRSMPにおける研究と開発では、リスク評価方法をさらに向上させ、規制機関と産業界の経営者およ

び社員との間でのリスク管理技術の社会化を継続して図ることに重点を置く。具体的な取り組みには以下のもの

が含まれる。

地震のPRAの要素を実施するための方法に対する重要な改善

外部浸水を評価し、他のハザード（強風など）に対する方法の開発を開始するための合意形成方法の開

発

他の運転モード（つまり、低出力と停止）、および他のハザード（現場での使用済燃料の保管など）に対

処するための取り組み方の調査と実証

リスク管理専門家教育コースによる次世代のリスク管理専門家の継続的な養成

理解を深めモデリングのモデリング能力の向上を図ることを目的とした福島事故の継続的な詳細評価

プログラムマネージャー

Mr. Stuart Reed Lewis、Tel:865-218-8054、[email protected]

燃料信頼性プログラム


燃料破損その他の燃料関連の問題は、原子力発電所に重大な運転上の影響を及ぼす恐れがある。例えば、破損が

発生すれば、事業者は、代替電力コスト、さらに破損燃料を交換するためにユニットを停止させなければならな

82

い場合には燃料再装荷のコストを負担するため、1 事象当たり数千万ドルもの費用がかかる可能性がある。産業

界は燃料破損発生頻度の低減において大幅な進歩を見せたが、この成功を持続するには、燃料信頼性に影響を及

ぼす技術上のギャップに引き続き注意を向ける必要がある。事故の状況下にあっても、より頑強な材料を使用す

ることで核燃料のパフォーマンスを向上させることは可能である。

燃料信頼性プログラム（Fuel Reliability Program）により、世界中の運転中のプラントにおいて直面する問題に

基づいて核燃料のパフォーマンスと信頼性は改善される。安全性に影響を及ぼし得る重大な問題には、BWR チ

ャンネル変形の場合（期間：2010～2014 年）のように、同プログラムにおいて、または追加公募による目標研

究を通じて取り組んできた。研究では、燃料破損の根本原因の解消、燃料と水の化学相互作用、耐用年数の終了

までの運転上の裕度（operational margin）、および事故状況下での安全裕度（safety margin）の改善を含め、

燃料のパフォーマンスと信頼性の様々な側面について取り組む。次に、新たに得た知識は、燃料信頼性に関する

ガイダンスと指導用ハンドブックを改訂したり、既存のソフトウェア製品を強化したり、新燃料設計に関する技

術フィードバックを提供したりする際に適用される。また、同プログラムは燃料関連規制の技術情報を提供する

原子力規制機関とも関係している。

研究の意義

約450億～500億ドル分の核燃料が世界の商用炉で稼働している。核燃料の使用を最適化する一方で、安全な稼

働を確保することが信頼性と費用効果の高い原子力発電所の運転にとって最重要である。燃料信頼性プログラム

（Fuel Reliability Program）の参加組織は、以下のものを利用できる。

ギャップを特定し、事業者、EPRIおよびその他のステークホルダーとの間での技術的取り組みを調整

する戦略マトリックス。このマトリックスは、研究が必要とされる戦略的重点領域を特定するのに不可

欠である。

燃料信頼性を向上させ、燃料破損に関連した経済リスクを軽減するための技術ガイダンス（燃料破損に

よって米国の原子力産業は過去10年間に3億ドル超、世界の原子力産業はその2倍から3倍の額の損

失を出した）。

燃料試験（従来、費用のかさむ敷地外のホットセル施設で実施されていた）を使用済燃料プールで実施

することを可能とする新しい非破壊試験（NDE）技術。

意思決定に必要な情報を提供するための、あらゆる種類の燃料集合体と原子炉を用いた世界の稼働経験。

燃料棒の熱機械的パフォーマンスを解析するとともに、運転条件の範囲で汚染および腐食のリスクを評

価する最新のソフトウェアツール（原子力発電所で様々な裕度（margin）を管理するのに役立つ）。

規制機関に情報を伝えるとともに、核燃料に影響を及ぼす規制が技術ベースで必要以上に保守的でない

ことを確認するための技術研究。

画期的な燃料コンセプトの評価では、アクシデントシナリオで損傷と核分裂生成物放出が発生する前の追加反応

時間を提供することができる。燃料被覆管は、核分裂生成物が外部に放出されるのを最初に防護するためのもの

である。制御材の健全性と性能を維持することが原子炉の安全な停止にとって必要とされる。燃料信頼性プログ

ラムでは、これらの領域の研究、および他の燃料集合体から安全で信頼できる費用効果の高い方法で原子力発電

所を運転できるようにするガイドライン、参照報告書およびソフトウェア製品までの研究を実施する。

取り組み方

燃料信頼性プログラムでは、核燃料および炉心構成要素の信頼性を最大化するために、知識を深め、ガイダンス

を策定し、ツールを開発する。また、同プログラムは、原子炉内での核燃料、被覆管、制御材料およびその他の

炉心構成要素の挙動についての根本的な理解を深めるための国際的な研究の取り組みにも参加する。

83

燃料信頼性プログラムには基本プログラムと補助プログラムの両方がある。基本プログラムは、複数の原子力蒸

気供給システム設計に通常適用される燃料関連の問題に重点を置く。プロジェクトでは通常、燃料運転裕度（fuel

operational margin）を数値化するとともに、プールサイドとホットセルでの試験を通じて燃料破損のメカニズ

ムを特定することにより燃料のパフォーマンスと信頼性に重点を置く。プロジェクトの場合は、費用が燃料供給

業者と分担されることが多く、情報は後の燃料設計に組み込まれ、それにより燃料信頼性が向上するよう図られ

る。重要なBWRとPWRの原子炉設計については、有界条件の下でパフォーマンス評価から開始されてきた。

重要な戦略的な重点領域は、燃料パフォーマンスの裕度を数値化し、破損した燃料棒の場所を見つけ出し、破損

原因を特定するだけでなく、燃料集合体、機器およびBWRチャンネルボックスのねじれについても測定する先

進の非破壊プールサイド技術に関連する。産業界全体の燃料信頼性データベース（破損の根本原因、燃料信頼性

統計および適正作業規範に関するデータをまとめたもの）もまた、基本プログラムを通じて維持される。

個別の研究の取り組みは、画期的な燃料技術を評価することである。利用可能な技術は複数の選択肢があり、そ

れらの技術は、シビアアクシデント中に溶融温度が高くなり水素生成が減少するという点でメリットをもたらす

可能性がある。EPRI は、有望なコンセプトを評価、開発し、製造の簡便化など、商用化への潜在的な障害を克

服するために、OECD原子力機関（Nuclear Energy Agency）、米国エネルギー省（Department of Energy）、

核燃料供給業者、大学、その他の研究機関と連携している。

燃料信頼性プログラムのうちの補助プログラムでは、規制の影響がある技術的な問題、および BWR 原子炉と

PWR 原子炉のいずれにおいても腐食とクラッドの制御にたちはだかる技術的な問題に取り組む。EPRI は、実

験的プログラムに参加し、様々な事故基準をより深く理解するための独立解析を実施して、規制問題の情報を提

供する。現在の重点領域には、高燃焼度と中燃焼度の燃料に対する既存の反応度事故（RIA）と冷却材喪失事故

（LOCA）の基準の適用性が含まれる。

腐食と汚染の制御に関して、EPRI の研究は、PWR と BWR の両方において燃料稼働、水化学、汚染および燃

料信頼性についての理解、およびそれらの間の関連性の理解を深めるのに役立つ。その研究では、様々なガイド

ラインを策定して予測能力を向上させるために、燃料監視プログラムと実験室レベルでの機構的研究とを組み合

わせる。プラント実証では、化学レジームまたは炉心運転戦略における新技術と変更は燃料パフォーマンスに悪

影響を及ぼすことを確認する。

複雑な問題に取り組むために、燃料信頼性プログラムでは、複数の事業体間で必要な研究を計画、調整、実施す

るためのロードマップを策定する。ロードマップは改訂され、状況に応じて新ロードマップが策定される。

原子力発電所所有者はまた、個別に以下の補助プログラムに参加することもできる。

ファルコンユーザーグループ（Falcon User Group）: Falcon燃料パフォーマンスソフトウェアコードを

使って得られた経験と知見を提供するためのフォーラム。

原子力産業研究プログラム（Nuclear Fuel Industry Research Program）:事業者、燃料供給業者、研究

機関が世界規模で協力するプログラム（EPRIが主導し、包括的かつ長期的な問題に焦点を絞り、炉心

材料および機器の安全かつ確実な使用を可能とする機会を提供する）。

成果

EPRI の燃料信頼性プログラムでは、世界における核燃料の使用経験から、燃料信頼性を大幅に向上させる実用

可能なガイダンスを策定し、理解を深める。

BWR Fuel Cladding Corrosion and Crud Guidelines（BWR燃料被覆腐食と汚染に関するガイドライン）

を更新して、破損を引き起こす可能性のある、腐食性生成物の蓄積を防ぐために、ガイダンスとリスク

84

評価方法を提供した。研修資料は、会員組織が使用して核燃料と原子炉の水化学との間の相互関係につ

いての研修をその職員に行うために作成されている。

それらの現象に対する産業界の最新の理解度を反映するとともに、発生の防止のためのガイダンスを提

供するために、PWR Axial Offset Anomaly Guidelines（PWR アキシャルオフセット異常に関するガイ

ドライン）とPWR Fuel Cladding Corrosion and Crud Guidelines（PWR燃料被覆管腐食と汚染に関

するガイドライン）を組み合わせて1つの文書にまとめた。その新しい文書は、2巻（ガイダンスを載

せたものと他の基本情報を載せたもの）に分けられていた。研修資料は、会員組織が使用して核燃料と

原子炉の冷却材化学との間の相互関係についての研修をその職員に行うために作成されている。

米国での早期の水素水化学注入の最初の適用後に、Peach Bottom 3号機で確認のため燃料監視作戦を実

施した。監視結果より、粒界応力腐食割れ（IGSCC）の軽減にこの技術を利用することが望ましいとさ

れるBWRの燃料パフォーマンスに対する早期水素注入の影響を評価する基礎データが取得できた。

原子炉冷却材の上昇したpHの影響および燃料被覆管腐食パフォーマンスに対するリチウムの影響を決

定するために、Comanche Peak発電所で燃料監視作戦を実施した。燃料信頼性プログラムでは

Comanche Peakにおけるこれらの影響の早期実証に援助を行ったが、この監視作戦により、試験燃料体

とリチウムを搬出した後、これらに関する知見が得られた。

BWRチャンネル変形補助プログラム（Channel Distortion Supplemental Program）を開始し完了する

ことに成功した。この研究の取り組みは燃料集合体のデータを集めた膨大なデータベースであり、これ

により、独立変形モデリングツールを開発できた。チャンネル変形の原因についての新たな理解が導き

出され、同プログラムでは、現在の変形の影響を受けやすい材料を交換できるよう設計された先端材料

の試験を支援した。

過度に保守的ではないパフォーマンスベースの規制の情報を提供するために、関連のPWRデータを提

供してきた新規の反応度事故（RIA）研究を実施した。BWRについても類似の研究が進行中である。

腐食、金属厚、およびジルコニウム系燃料集合体の構成要素中に吸収された水素の非破壊測定に周波数

走査渦電流法（F-SECT）を適用するよう支持するため、数多くの実験室レベルとホットセルでの試験、

および認定プロジェクトを実施した。これらのプロジェクトは、このF-SECT技術を発電用軽水型原子

炉産業に移転するのに成功するためのベースとなった。

事故状況時での燃料破損メカニズムを評価するための簡便なペレット加熱法を開発した。燃料破損しき

い値遷移領域を狭めるためにペレット加熱法を適用した。

本年の活動

2016年の燃料信頼性プログラムによる研究と開発は、異物の継続的な脅威、燃料信頼性に対する新しい水化学レ

ジームの影響、非破壊試験装置の開発、燃料信頼性関連研修を含む、複数の残りの燃料信頼性ギャップに重点を

置く予定である。具体的な取り組みには以下のものが含まれる。

産業界全体に影響する事象に対する燃料破損と運転に関連する問題を調査する。

BWRの燃料被覆管の水素吸収についての理解を深めて運転と規制に関する問題を裏付けるために、ホッ

トセルを調査する。

PWRにおける高濃度のリチウムと亜鉛を注入された冷却材における運転の影響を炉外から調査する。

PWR集合体の718合金製機器の割れ挙動の主要原因を評価し、割れを軽減するため、最適な熱機械的

処理と合金化学を開発する。

リフト・オフ、残った金属の厚さ、および吸収した水素について燃料棒被覆管の炉外での非破壊測定に

F-SECT技術を適用する。

PWR集合体の変形、BWRチャンネルの変形、およびBWRとPWRの燃料集合体による水素吸収を測

定する非破壊試験装置を開発する。

85

亜鉛挙動に対する明示的モデルの組込みを含む、不純物によるパワーシフト（crud-induced power shift）

と不純物による腐食（crud-induced corrosion）を防ぐための既存のPWRリスク評価ツールを改良する。

試験基準を策定し、LOCA過渡時後の長期的冷却条件下で被覆管の劣化を評価する。

水化学及びと燃料被覆管相互作用の理解を深めるため、BWR向けのリスク評価ツールを改良する。

シビアアクシデントの条件下で炉心の損傷を軽減する時間の猶予を運転員に与える代替の燃料被覆管と

BWRチャンネル材料を開発する。

選定した報告書と製品は、10CFR50付属書Bと10CFR21の要件を満たすEPRIの品質プログラム間マニュア

ル（Quality Program Manual）に従って全体か部分的かを問わず利用することができる。報告書と製品のQA

ステータスは標識で識別される。

2016年プログラムの推定拠出額: 1,500万ドル


Mr. Jeffrey Charles Deshon、650-855-8744、[email protected]

原子力保守適用センター（NMAC）


原子力発電所で機器信頼性を高く維持できるかどうかは、技術的に健全な保守戦略と保守方法の適用にかかって

いる。この目的のため、保守規範は絶えず、産業界の運転経験と新たに発生する問題に基づいて検証、更新され

なければならない。原子力保守適用センターは、大幅にプラントパフォーマンスを向上させる可能性のある最新

の保守方法を特定する研究を行う。これらの活動には、プラントのニーズについての正確な評価が必要である。

NMAC はまた、原子力保守活動の改善を図るため、保守に関する手引書を作成し、世界中で技術移転の調整を

行っている。プログラムの技術指導者、ユーザーグループおよびワークショップは、原子力発電所の経験から集

められた成功事例と工学的判断を反映しており、安全の向上、低コスト、および高信頼性をもたらす実施可能な

保守活動を行っている。

研究の意義

NMAC は研究結果に基づき、原子力発電所が運転コストと保守コストを軽減させ、機器信頼性を高めることが

できるよう知識とガイダンスを提供する。参加組織は以下のものを利用できる。

最新の予防保全、および研究に取り組むのに必要とされる協調的行動など、主要な問題に直面する研究

の概要をまとめた戦略的ロードマップ

原子力設備およびシステムに関する400冊を超える保守手引書（改良された手順および研修パッケージ

の原資料を提供）

原子力発電所の保守問題解決の助けとなる保守専門家の世界ネットワーク

緊急電話回線、プログラム担当職員およびその他のプログラム参加会員の活用による故障関連の根本原

因の究明支援と特定化

世界中の該当主題専門家との協力による実施リスクの軽減を伴う広範囲に及ぶ保守ソリューション

携帯型緊急装置を含む主要機器およびシステムに対する保護可能な予防保全方法およびその実施間隔を

確立するためのテンプレート

86

プラントシステムおよび機器の信頼性は、原子力発電所の継続的な安全運転にとって不可欠である。原子力保守

適用センターは、技術的に健全な保守戦略と方法を提供するため、様々なガイドラインと技術報告書を提供する。

NMAC がもたらす情報は、原子力発電所で働く人たちだけでなく一般市民の利益を目的として、原子力発電所

の安全かつ確実な運転を図るために使用することができる。

取り組み方

NMAC は、原子力発電所で保守の改善を図るために短期的と長期的な研究を実施する。長期的研究では、プラ

ントの設備、プロセスおよび方法に対する持続的改善を進めるための新たな方法と取り組み方に重点を置く。短

期の研究では、運転コストと保守コストを削減し、機器信頼性を高めるのに役立てることができる保守方法とガ

イダンスに重点を置く。

原子力保守適用センタープログラムには基本プログラムと補助プログラムの両方がある。基礎研究では、機器信

頼性とプラントパフォーマンスを高めることができる保守プログラム改善を進めることに重点を置くとともに、

現在の問題と利用可能なソリューションとの間のギャップを埋めることができる新たなプロセスと技術の開発と

実施に重点を置く。

設備問題と保守手引書: 運転経験と先進技術についての十分な情報を得て、保守戦略は機器信頼性を向上

させ、運転コストを削減し、全体のプラント信頼性を高めることができる。このプログラムの領域につ

いては、毎年ユーザーグループ会議を15回以上開いて、原子力発電所、供給業者および産業界のその他

の関係筋からデータを集めてまとめることにより、保守と設備の重要問題を特定してそれに取り組む。

保守手引書は、主要な保守問題の取り組みに関連した診断的で問題の軽減を図る技術助言の情報を集め

てまとめたもので、問題の特定化、トラブルシューティング、予防的かつ予知的保守、および保守作業

に関する詳細情報を提供する。

運転手順と保守手順: 意思決定段階まで最重要な情報を利用することで、安全かつ確実な原子力発電所の

パフォーマンスを確保できる。設備情報、および運転と保守の方法について精通した人材を利用できる

と、有用な視点や意見が得られる。プラント運転と保守に関して懸念が示されたときは、EPRIはその

専門知識を用いて直通電話、メールでのやりとり、プラントへの訪問、裏付けとなるプラント評価の選

択、および緊急問題の発生時における故障解析レビューを通じてそれに対応している。EPRIの職員は

また、原子力発電所のパフォーマンスを高める方法やプロセスに新たに取り組んだりそれを改良したり

するために、その専門知識を用いて報告書とガイドラインを作成する。

NMAC プログラムのうちの補助プログラムは、多くの保守およびプロセス関連の指導者が利用でき、さらに、

特定の設備、ソフトウェア、または規制に関連した問題を解決することを目指した広範なユーザーグループも利

用できる。ユーザーグループは、遮断器、玉掛け、電動機、変圧器、開閉装置などの主題に関する情報の交換に

フォーラムを提供する。

個々に資金援助を受ける補助プロジェクトを通じて、参加組織は、研修、作業パッケージの計画、様々な保守評

価を含む、EPRIの研究結果を実行に移す際にEPRIのサポートを受けることができる。原子力発電所もまた、

保守規則（Maintenance Rule）、予防保全基礎データベース（Preventive Maintenance Basis Database）、およ

びEPRIの電動弁性能予測プログラム（Motor-Operated Valve Performance Prediction Program）に関して対

象ユーザーグループを利用することができる。

成果

原子力保守適用センターでは、世界中の運転と保守経験から、原子力発電所のシステムおよび機器に関する実施

87

可能なガイダンスを策定する。世界中の原子力発電所から得られた知見は、産業界独自のガイダンスと供給業者

独自のガイダンスに組み込まれている。

可搬型非常用装置の追加予防保全テンプレートを開発した。

最適な交換及び改修の時期を指定し、改修・交換を検討するに際し予防保全最適化をサポートする予防

保全基礎データベースソフトウェアをアップグレードした。

軽負荷時や無負荷時における送電開閉所電源線の欠相状態を検知するための戦略を策定した。

使用中に形状を調整することにより漏えいを制御できる原子力発電所の水循環ポンプのシールの初期開

発を完了した（プラントの停止と保守コストを軽減することが可能）。

テリータービン、遮断器、空気作動弁の保守用のインタラクティブ3Dアプリ、およびボルト継手用の

保守の基礎手法を開発した。

本年の活動

原子力保守適用センタープログラムでの 2016 年の研究と開発では、国内外の参加組織に提供され、新興産業に

おける保守問題に焦点が当てられた主要設備保守用の手引書の更新に重点を置く。具体的な取り組みには以下の

ものが含まれる。

保守と工学的方法の重点領域では、移動作業管理、空気作動弁用ガイダンス、および逆止弁用ガイダン

スの実施をサポートする取り組みを続ける。

予防保全戦略の重点領域では、予防保全基礎データベースを更新して、他の情報源および総合保守戦略

ガイドラインとの一体化を円滑に進める。

制御可能なポンプシール、パワーブロック内での無線の導入、モバイル技術を使用した機械検証などの

革新技術の開発を継続する。

知識移転の重点領域では、横軸ポンプ用の対話型の手引書を作成する。

予知保全の重点領域では、非常用ディーゼル発電機のための非侵入型監視技術を評価する。

選定した報告書と製品は、10CFR50付属書Bと10CFR21の要件を満たすEPRIの品質プログラム間マニュア

ル（Quality Program Manual）に従って全体か部分的かを問わず利用することができる。報告書と製品のQA

ステータスは標識で識別される。

2016年プログラムの推定拠出額:810万ドル


Mr. James Branson Heishman、Tel: 704-595-2768、[email protected]

88

第5章: INPO、NEI、EPRIの三者協力

2003年12月、INPO、NEI、EPRIは、機器信頼性指標（ERI）を共同で開発した。ERIは、「安全で信頼性の

高い運転を確保するために効率的に機能しなければならない、発電所の重要なプログラムやプロセスを定義する

ことによって、個々の発電所もしくは全ての発電所の設備の健全性を測るために用いられる基準である。パフォ

ーマンスメトリックで定義されたこれらのプロセスは、過去の実績を強調し将来のパフォーマンスを予測するた

めにERIにおいて活用される77。」それらの産業界の組織は、「産業界全体にとって重要な分野におけるパフォー

マンスを比較するために規格化した入力基準で構成されるERIテンプレート」を開発するため、機器信頼性ワー

キンググループ（ERWG）を組織した。ERWGは INPO、NEI、EPRIの代表者及び各原子力事業者から最低1

名出す代表者等で構成される。

ERIは、機器の故障に対応する代わりに故障を予防するため、適切なメンテナンスの実行を確保するための情報

を提供する。Entergy Nuclear South社の機器信頼性責任者であるRon Davis氏がNuclear Newsに説明したと

ころによれば、ERIは「作業の管理、メンテナンスの効率性、長期計画の策定といった、効率的に機能しなけれ

ばならない、発電所の重要なプロセスの定義を含んでおり、その上で、個々のプロセスの効率性を示すメトリッ

クを確定している。」

発電所のパフォーマンス向上に ERI プロセスはどのように貢献しているのだろうか？Davis 氏の説明によれば

ERIは様々な面で貢献している。例えば、彼によれば「矯正的なメンテナンスは、発電所の資源の非効率的な利

用であり、発電所の全てのプロセスの妥当性を検証するものである。ERI は、部品故障に対応するのではなく、

故障防止のためのメンテナンスが確実に行われるようにするための取り組みに関する知識を与えている。」ERI

は、部品故障、メンテナンス未実施項目、設備利用率、計画外緊急停止（制御棒の挿入及び核反応の停止）、安全

システム活用可能性等の、発電所のプロセスにおける複合指標を入力として使用する。多くの要素があり、1 つ

の要素が発電所のパフォーマンスの指標として事後的に現れる場合も事前に現れる場合もあるため、「推奨されて

いるERIは、重要な発電所メトリクスの集大成である。ERWGは、発電所のパフォーマンスに与える影響との

関連性を保ちながら…［かつ］個々のサイトもしくは事業者における経営上の要件や文化に基づいて個々のサブ

指標の重みづけがなされることを推奨している78。」

発電所の作業文化の変革にERIがどのように貢献しているかという問いに対して、Davis氏は次のように回答し

た。「ERI は設備の健全性を見積もるためのツールである。重要な発電所のプロセスの効果を監視することによ

り、改善すべき分野が強調され、その分野の低調なパフォーマンスを改善するための取り組みが行われる。ERI

は管理者の会議で議論されたり、発電所の重要な箇所に掲示されたりすることもある。設備の問題に事後的に対

応する文化から、設備の問題の発生前に予測する文化へと変革することが、ERIの考えである79。」

同氏は、ERI のプログラムの強固さにも注目した。特に、「ERI は、特定のプロセスが発電所のパフォーマンス

に悪影響を与える前に管理者が取り組むべきことについての情報を提供する。例えば、ある発電所が、機器の劣

化に従って大規模な［メンテナンスを明確に選定する］選択的メンテナンス未実施項目を、設計上の機能が満た

せなくなると考えられる状態には達しないレベルで削減することに決めたとする。ERIは、猶予期間内でPM［予

防メンテナンス］のためにサブ指標を設定することができる。例えば、計画期日は過ぎているが限界期日の前で

あるようなタイミングでPMを行うなどである。機器故障リスクは限界期日がより近づくほど上昇する。選択的

メンテナンス未実施項目を削減しようとする努力は、故障リスクを高めるようなPM猶予期間の管理という、意

図に反する結果を招くことがある。ERIは、予測外の機器故障の原因や再発防止においてトリガーとなる取り組

みの特定のために必要となる情報を提供するだろう80。」

77 Rick Michal, Interview, “Ron Davis: On the industry’s Equipment Reliability Index,” Nuclear News, October 2005. 78 Ibid, p. 31. 79 Ibid, pp. 31-32. 80 Ibid, p. 32.

89

最近、INPO、EPRIと共同でNEIが支援している経済パフォーマンス・イニシアチブ

米国原子力学会のNuclear News 1月号で報じられているとおり、「NEIは2018年までに国内の原子炉の運転コ

ストの大幅な削減を可能にする革新的ソリューションを原子炉ライセンス保持者に提供するための、経済性向上

の取り組みを主導している81。」NEIは、12月8日に INPO、EPRI及びNEIの会員企業と連携してこのイニシ

アチブの発表を行った。このイニシアチブは、全ての原子炉に共通するコストドライバーを検証することに焦点

を当てている。発電コストは、過去12年間に平均で28%上昇し、$36.27/MWhとなっている。この取り組みの

一部は、電力市場や、クリーンパワープランにおける炭酸ガス排出目標のような環境要件の達成における原子力

の価値について100%の理解を得ることを目的としている。

NEI、INPO、EPRIの継続的連携

NEIの上席副会長兼CNOであるAnthony Pietrangelo氏によれば、これらの3組織は定期的に連絡を取り合っ

ており、各々の強みを生かしたパフォーマンス向上に取り組んでいる82。これは、3 組織が設立以来常に継続し

てきたことである。

NEIの強みはWashington DCに拠点があり、産業界を代表してロビー活動が必要な際はいつでも可能であるこ

とである。EPRI の強みは（前章で詳述したとおり）産業界のために詳細な技術的研究を行う技術力を有するこ

とである。INPOの強みは、産業界の自主規制組織として、エクセレンスの基準を継続的に高めていることであ

る。Pietrangelo 氏は、これらの組織のメンバーが年に数回会っている点を強調した。同氏は、組織間の協力プ

ログラムの中でも特に成功した例として、ERWGを挙げた。

81 Power Briefs, Nuclear News, January 2016, p. 29. 82 Interview with Anthony Pietrangelo at NEI, Washington, DC, February 23, 2016.

90

第6章: 原子力規制委員会のリスク情報を活用した規制制度及び原子炉監視プロセス（ROP）

リスク情報を活用した規制制度

原子力産業界は、不確実性の管理に関して懸念材料を常に抱えている。この懸念材料は、事故の起こる確率は低

いが、大事故が起こると普通、甚大な被害になるような民間航空業界などの他産業と共通する。初期の数十年間

における原子力の問題点は、不確実性が数値化されなかったことであるが、確率論的リスク評価（PRA）方法は、

不確実性を数値化する厳密な手段を提供した。PRA方法以前の 1980年代までは、規制は設計基準事故（DBA）

の決定論的評価に依存していた。原子力施設は、プラントシステムと構造物、および一般市民の安全衛生を確保

するのに必要な機器を喪失しないと想定された事故、つまり DBA を基準にして設計、建設されていた。この厳

しい基準を満たすために、深層防護の考え方（defense-in-depth safety concept）と大きな安全裕度（large safety

margin）が規制に組み込まれた。深層防護の考え方とは、大量の放射性物質や放射能が原子力発電所外の環境に

放出されるのを防ぐための複数の冗長化安全システムがあるということである83 。このシステムには、次のよう

にいくつか問題がある。(1) 深層防護がどの程度であれば十分であるかについてのガイダンスがない。(2) DBA

では、より新しい定量的アプローチが存在する時でも、システムの信頼性（単一故障基準）を確保するための定

性的アプローチを使用する。(3) DBA では、事業者が事故の発生から 30 分以内に何の措置も講じないといった

ヒューマンパフォーマンスの一連の行動を想定する。(4) DBAは、運転経験や現在の理解度を反映していない。

深層防護は今も米国の原子力規制の基本であるが、規制制度はリスク情報を活用した決定論的な考え方に依存す

る方向へと進んでいる。ここではリスク情報を活用した規制制度の基本手法の概要を示し、この規制制度の原点

を論じる。当時の米国原子力規制委員会（NRC）委員George Apostolakis氏は2014年、以下の質問に答える形

で、PRAはリスク管理に役立つと述べた。

どうして間違った方向に進むのか。（数が限られたDBAとは対照的に、PRAでは、数千の事故シナリオ

を計算して調べる。）

これらの事故シナリオにはどのような可能性があるか。

その結果はどうなるか。

どのシステムと機器が最大のリスクの原因となるか。

PRA手法を適用した最初の主要な原子炉安全研究（RSS）は、1975年のいわゆる「WASH-1400」研究である。

Massachusetts Institute of Technology（MIT）のNorman Rasmussen教授は、この研究の研究チーム（エン

ジニア、科学者、リスク解析者約40名からなる）を率い、約3年を費やしてこの研究を成し遂げた。

この研究以前に存在した考え方は、（1）安全性にとっての重大事は、冷却材が流れる大口径配管の破損から起こ

る典型的な大きな冷却材喪失事故（LOCA）を防ぐ、（2）炉心損傷頻度（CDF）が低い（1億年間に約1回、つ

まり年間1原子炉当たり10-8）、および（3）事故が壊滅的な結果を引き起こす恐れがある、というものであった。

しかし、興味深い点を挙げると、WASH-1400 の研究による主要な発見は、（1）小 LOCA とプラント過渡（炉

心の反応度の急激な増大をもたらす恐れあり）がリスクの有力な原因になると見られた、（2）CDF は予想頻度

より高かった（最良推定値は5×10-5、つまり2万年に1回で、上限が1炉年当たり3×10-4、つまり3,333年間

に1回）、および（3）安全支援システムと運転員の行動が非常に重要であった、というものであった。

しかし、ちょうどその当時、原子力委員会（Atomic Energy Commission）の業務の一部を引き継いで設立され

た原子力規制委員会（NRC）は、PRAの採用に抵抗した。新たに創設されたNRCの職員は、DBAの従来の取

り組み方と決定論的解析に精通していた。1979 年の TMI 事故は、NRC にとって警鐘といえるものであった。

83 The following references were very useful for writing this section of this chapter: Commissioner George Apostolakis, U.S. Nuclear Commission,

“Safety Goals and Risk-Informed Regulation at the U.S. NRC,” Presentation to the Canadian Nuclear Safety Commission, Ottawa, Ontario, Canada,

January 13, 2014; U.S. NRC, Regulatory Guide 1.174, “An Approach for Using Probabilistic Risk Assessment in Risk-Informed Decisions on

Plant-Specific Changes to the Licensing Basis,” Revision 1, November 2002.

91

Jimmy Carter,大統領の設置した委員会84 （委員長は当時Dartmouth Collegeの学長であったJohn Kemmeny

氏）は NRC を批判し、NRC は安全目標を明確にするよう具体的に勧告した。Kemmeny 委員会はまた、PRA

の方法論を受け入れた。

1980年、NRCの原子炉安全諮問委員会（ACRS）は安全目標に関する報告書を公表した。この報告書を基に、

NRCは1983年、2年間にわたり評価されることになる安全目標政策声明書案を発表した。注目すべき点を挙げ

ると、NRC はこの声明書案をめぐって二分され、委員長は他の委員と 1 対 1 の会談を持った結果、その安全目

標は承認されたが、5名の委員のうちの2名は棄権した。賛否両論のあるこの過程を経て、NRCは最終的に1986

年、その安全目標を発表した。とりわけ、この発表で、NRCは初めて、「どの程度の安全であれば、十分に安全

であるか」（How safe is safe enough）を、DBA解析と組み合わせたPRA方法を主に使用して明確に示した。

NRC の定性的安全目標は、（1）一般市民の各個人は生命であれ健康であれあまり余分なリスクを負わないよう

に原子力発電所の運転によって生じる結果から保護される必要があり、また（2）原子力発電所の運転による生

命や健康への社会的リスクが実現可能な競合技術による発電のリスクに相当するか、それより低くする必要があ

るが、他の社会的リスクにさらに重大なリスクを加える必要はない。

産業界およびNRC で数年間使用して立証した後、NRC は 1995 年までに、PRA の使用は最新の運転データに

裏付けられた範囲で、かつ深層防護の考え方を補足する方法で増加すべきである、という PRA 政策声明書を発

表する準備を終えた。PRAは、現在の規制要件に関連した不必要に保守主義的な方法を少なくするために使用す

る必要がある。本報告書の後の項では、PRAの方法論と規制への適用を進展させ具体化させる上での産業界の見

方と役割について論じる。1999年には、NRCは委員会白書で、リスク情報を活用した規制の定義を次のように

発表した。「リスク情報を活用した、規制上の意思決定に対する取り組み方は、設置者と規制の観点から一般市民

の健康と安全に見合った設計と運転の問題に重点を置いた要件を設けるために、リスクへの深い理解を他の要素

と合わせて考えるという考え方を表したものである。」85意思決定過程は、次の手順の反復ループと定義された。：

問題を特定し、次に選択肢を特定し、次に解析し、次に慎重に検討し、次に決定を行い、次に監視し、そしてそ

の過程を繰り返す86。深層防護の考え方と安全裕度を維持する一方、パフォーマンス（規制の順守に限定されな

い）の監視への注意対象のシフトを、リスク情報を活用した意思決定過程に統合できるよう、NRC は 1998 年、

原子力発電所の認可ベースに対してリスク情報を活用した変更を行った87。（これは後で論じるが、産業界から歓

迎された。）

リスク情報を活用した規制にはNRCと事業者にとってメリットがある。全交流電源喪失（SBO）への対処、新

原子炉の設計、および原子力発電所の重要なシステムと建設場所の絞り込みに関する規則などの新要件を通じて、

安全性は向上した。産業界の立場から見た最高のメリットの1つは、この規制制度では、不要な規制による負担

の軽減、事業者の運転経験の説明、および規制の整合性の確保により規制がより合理的なものになることである。

この規制制度ではまた、パフォーマンスベースの規制が奨励される。例えば、メンテナンス・ルール、火災防護、

および耐震設計の地震動の決定が含まれる。さらに、安全目標スクリーニングにより、一部の規制要件案を考慮

外にすることもできた。これは残りのリスクがすでに否定しがたいほど低いからである。

近年では、NRC はリスク情報を活用した制度をさらに構築した。例えば、2011 年 2 月、NRC はリスク管理タ

スクフォース（RMTF）を設置し、「原子炉、材料、廃棄物、燃料サイクル、および核物質の安全かつ確実な使

用を継続的に確保するための、包括的かつ全体的なリスクを活用したパフォーマンスベースの規制による取り組

み方を採用するための戦略的な構想とオプションを確立した。」2013 年始め、NRC 委員は、設置者が複数の規

84 See: http://www.threemileisland.org/downloads/188.pdf 85 U.S. NRC, White Paper, 1999. 86 U.S. NRC, NUREG-2150. 87 U.S. NRC, Regulatory Guidance 1.174, 1998.

92

制措置を統合した措置として、さらにプラント独自にリスクの重大性を反映させる形で講じる場合の優先順位付

けを提案するアプローチを確立するよう職員に指示した。その提案では、設置者に対し、すべての初期事象（自

然災害を含む）とNRC 承認の合意基準により裏付けられたとおりプラントモードに対処するサイト固有レベル

1 および 2 の PRA を取得するよう要求している。優先順位付けは、特に確率論的方法が十分に確立されていな

い問題に対して、深層防護などの検討を含め、リスク情報を活用して行われる。

原子炉監視プロセス（Reactor Oversight Process, ROP）

リスク情報を活用した規制制度の主要部として、原子炉監視プロセス（ROP）は2000年4月（試験・評価期間

後）から正式に実施され、原子力産業に有為な影響を与えるようになってきており、また、NRC 検査チームは

発電所パフォーマンスと安定性の監視に一層効果的かつ組織的に対応できるようになってきている。「NRCの原

子炉監視プロセスは、商用原子力発電所の安全パフォーマンスを検査し、測定し、評価するとともに、パフォー

マンスの低下に対応するNRC のプログラムである。そのプロセスは、安全性、セキュリティ、開示性、有効性

についてのNRCの戦略的目標を反映したものである。」88

ROPが要求することは以下のとおり。

潜在的なリスクの大きい活動に検査の重点を置くこと。

パフォーマンスが良好な施設に対する規制は、通常の水準を維持するが、パフォーマンスに問題のある

原子力発電所に対しては規制を強化すること。

原子力発電所のパフォーマンスの測定は客観的に行うこと。

一般市民と原子力産業界に提示するプラントのパフォーマンスの評価は、時宜を得た理解しやすいもの

にすること。

違反による潜在的な安全性への影響を反映した予測可能で整合性のある方法を使って規制違反に対応す

ること。

ROPには、以下の3つの主要領域において安全運転に不可欠な要素が7つある。

原子炉の安全--事故を回避すること、または事故が発生した場合はその事故の影響を軽減すること。

放射線の安全--通常運転中にプラント作業員と一般市民が不必要な放射線被ばくをしないようにするこ

と。

保障措置--破壊工作その他の安全への脅威からの防護

安全運転に不可欠な7つの要素は以下のとおり。

原子炉の安全性領域

1. 初期事象--プラント運転を中断させ、安全機能を脅かす恐れのある事象の発生は初期事象である。安全運

転に不可欠な要素は、これらの事象の発生の制限に重点を置く。

2. 緩和系--初期事象の影響を軽減するためにプラントごとに設計される安全システム。この安全運転に不可

欠な要素は、定期的な試験と実際のパフォーマンスを通じて安全システムの機能を監視する。

3. バリアの完全性--原子炉内の高放射性燃料とプラント外の一般市民・環境との間には、3つの重要なバリ

アがある。（1）燃料ペレットを含む密封燃料棒、（2）肉厚鋼鉄製の原子炉圧力容器と付属配管、（3）鉄

筋コンクリート製原子炉格納容器である。この不可欠な要素では、これらのバリアの完全性を確認する。

4. 緊急時への備え--この不可欠な要素では、緊急時計画の実施におけるプラント職員の有効性を測定する。

こうした緊急時計画は、プラント職員、地元政府、州政府、状況によっては連邦政府機関の職員の参加

も含め、2年ごとに評価を受ける。プラント職員は頻繁に防災避難訓練を受ける。

88 U.S. NRC, “Reactor Oversight Process,” December 2006. In this section, unless otherwise noted, the text was obtained from this reference.

93

放射線の安全性領域

5. 放射線労働安全--NRCの規制では、プラント作業員の被ばく線量の上限値を設定する。この不可欠な要

素では、それらの被ばく線量を制御し、最小限に抑えるためのプラントのプログラムの有効性を監視す

る。

6. 放射線公衆安全--NRCの規制は、プラント外の一般地域に放出される危険のある放射性物質に被ばくし

て一般市民の安全衛生が害されるのを防止するために策定されている。この不可欠な要素では、通常運

転中に原子力発電所からの放射能の放出を最小限に抑えて、放出量を連邦の上限値内に保つために策定

された手順とシステムを測定する。

保障措置

7. 核物質防護--原子力発電所は、重要なプラント設備を制御するためによく訓練された保安要員と様々な保

護システムだけでなく、薬物・アルコール検査を通じて常に従業員に職務適正があることを確認するシ

ステムも配備するよう要求される。この必要不可欠な要素では、セキュリティプログラムと職務適正

（fitness-for-duty）プログラムの有効性を測定する。

ROPには、すべての必要不可欠な要素に共通する横断的な領域が以下のとおり3つある。

ヒューマンパフォーマンス

安全問題を提起できる作業員の能力（「安全を重視した作業環境（Safety Conscious Work Environment）」

ともいう）

問題の発見と解決（プラント所有者の是正措置プログラム）

これらは NRC のすべての検査と定期的なプラント評価の期間中の対象とされる。プラント評価は、検査の発見

結果およびパフォーマンス指標と同等である。これらの指標は客観的な測定値であり、確立した安全裕度に基づ

くリスクを反映したものである。安全パフォーマンスシステムでは、緑（パフォーマンスが許容可能なレベル内

にあり、すべての必要不可欠な要素は満たされていることを示す）から白（パフォーマンスは予想範囲外にある

が、すべての必要不可欠な要素は満たされていることを示す）、黄色（必要不可欠な要素の目標は満たされている

が、安定裕度の低下は最小である）、赤（パフォーマンス基準により評価されたとおり安定裕度は大幅に低下して

いることを示す）までの色分けを用いる。マトリックスは検査した領域について色分けした指標を示すため、検

査したプラント別に作成され、公表される。

検査プログラムでは、必要不可欠な各要素内で検査する「リスク情報を活用した」取り組み方を使用する。これ

らの領域は、潜在的なリスクの重大性、過去の運転経験、および規制要件を理由として選ばれる。基準検査プロ

グラムは3つの部分に分かれている。

1. パフォーマンス指標が対象としていない、またはある1つのパフォーマンス指標がその検査領域全体を

対象としているとは限らない場合の領域の検査

2. パフォーマンス指標に関する設置者の報告書の正確さを検証する検査

3. 独力で問題を発見し解決する上での設置者の有効性についての十分な検証

プラントで具体的な事象が発生した場合、またはプラントのパフォーマンスに変化が生じた場合は、それに対応

して基準以上の検査を行う。例えば、パフォーマンス指標または検査結果が安全重大度の増大を示した場合、NRC

は特別検査または補足検査を実施することができる。複雑な状況の場合には、NRCはNRCの監督する他の地域

の専門家や本部職員を加えて「拡大」検査チームを派遣することもできる。さらに重大な事象の場合は、高レベ

ル「インシデント調査チーム（Incident Investigation Team）」を結成することもできる。これは明らかに、プ

ラント事業者が回避したいことである。

94

NRCが掲げる主要な活動原則は、公衆への透明性と開示性である。従って、すべての検査報告書は、NRCのウ

ェブサイト上にある文書コレクション「ADAMS」に収録され誰でも閲覧できるよう公開されている。さらに、

NRC 職員は毎年、各プラントでその設置者と公開の集会を開き、前年のパフォーマンスについて討議する。こ

の集会はプラント周辺の住民に、そのプラントの安全パフォーマンスの状況を知り、NRC 職員と話し合う機会

を提供している。一方、NRC の幹部職員は、重大なパフォーマンス問題を抱えたプラントに対して下す措置が

妥当であるかどうかを検証する。NRCの管理職員は、産業界全体のパフォーマンスとNRCの規制プログラムの

パフォーマンスの両方を広範な視点で検証する。規制機関の高度な精査を必要とするプラントのパフォーマンス

は、NRCの本部でNRCの委員との公開集会中に討議される。

リスクを活用した規制（RIR）およびROPを方向付ける上での産業界の見方および役割

PRA、リスク情報を活用した規制（RIR）、およびROP の策定と実施は、NRC と産業界の両者にとって常に挑

戦し続けてきた対象である。ただし、産業界は概して、それらの方法の適用から複数のメリットを得られるため、

それらを受け入れてきた。この項では、RIRの策定とその広範な使用における 1975年以後の主要な開発に関す

る必要不可欠な要素、さらに事業者とNEIを含む産業界の役割と見方について簡単に検証する。

原子力に関してPRAの方法論を最初に用いた先駆的研究は、1975年の「Rasmussen Report」である。MITの

Ernst Frankel教授は実際、1960年代前半に教材『System Reliability and Risk Analysis』を著して、原子力の

リスク解析について学術的な基礎を築いた。Frankel 教授は MIT で、一定の運転パラメーターを用い、不確実

性を考慮してシステムの故障確率を推定する方法をエンジニアに教えた。Green氏とBourne氏は 1970年代前

半、別の書物を出版し、複雑な工学的システムのリスク評価における信頼性手法の適用をさらに発展させた。し

かしながら、当時、AECはリスクと信頼性を公式に検討することに関心はなく、代わりに一連の設計基準事故の

可能性を考慮した決定論的アプローチを支持した。AECは、これらの事故を防ぐには深層防護で十分であると考

えていた。WASH-740（AEC の委託による初の包括的安全報告書）は、この設計基準の方法論を用いて、原子

炉の重大事故の発生リスクを100万炉年に1回と推定した。この低い推定値を基に、産業界は産業界に対して査

定される保険料をできる限り低く抑えるために、プライス・アンダーソン法（Price-Anderson Liability

Legislation）を支持する立場を取った。WASH-740 研究は、主要安全性懸念として冷却材喪失事故（LOCA）

に重点を置いた。1960年代後半には、独立系の研究者は国際原子力機関（International Atomic Energy Agency）

で確率論的リスクに関する論文を発表している。従って、この方法論は国際的にも支持を得ていた。

PRA の開発から最大の影響を受けたのは、航空宇宙産業である。Boeing 社はBell 研究所と提携して、1960 年

代に米国空軍のためのミニットマンミサイルの設計中にフォールトツリー解析を他社に先駆けて使用し始めた。

Pan American航空は1966年、Boeing社にBoeing-747建造の発注を行った。747旅客機は運航中のジェット

旅客機の中で最大であったため、Boeing社のエンジニアは、それまでの設計と異なる方法で安全システムを検討

することが重要であると考えていた。Boeing社のエンジニアはフォールトツリー解析法を選択した。その方法で

は、演繹的、系統的、全体的に747旅客機を評価することができ、モデル化されたフォールト、重大なフォール

ト、およびその旅客機に対するそれらのフォールトの影響を重視した。これにより、設計者は、1 つのシステム

または機器の故障が何故、どのようにして他のシステムに影響を与えるのかを認識することができた。PRA法は

引き続き、航空機解析および米国航空宇宙局（NASA）を通じての宇宙飛行に利用された。ただし、スペースシ

ャトルチャレンジャー号爆発事故が起こる 1986 年前に、NASA 首脳部は PRA を利用しなくなっていた。とこ

ろが、チャレンジャー号事故が起こると、NASAのエンジニアは再びPRA方法論を採用した。

原子力における PRA の歴史を振り返ると、100 基を超える原子炉が建設のために発注されたり計画されたりし

ていたため、1970年代前半前に、すでに一般市民の懸念は広がっていた。1972年、上院議員であり、上下両院

95

合同原子力委員会（JCAE）の委員長でもあったJohn O. Pastore氏は、AECの委員長James Schlesinger氏に

公式書簡を送って、原子炉安全性研究（RSS）として知られ、さらには Rasmussen 報告（WASH-1400）とし

ても知られるようになったプロジェクトの開始に尽力した。当時、JCAEはほぼすべての連邦政府の原子力プロ

グラムの資金を管理し、Pastore上院議員はその管理を維持したいと考えていた。RSSの目的は期限の迫ったプ

ライス・アンダーソン法を延長させることであった。また、建設されている大型原子炉の非常用炉心冷却装置

（ECCS）のパフォーマンスに対する重大な懸念も広がっていた。AECは、Idaho州の原子炉試験施設で一連の

実験を行ったが、その結果はECCSが十分に機能していない可能性があることを示唆するものであった。そこで、

AECは、米国の原子力発電所の安全評価研究を開始するために、当時ACRS会員で、MIT原子力理工学部元学

部長の Mason Benedict 教授の助けを求めた。Benedict 教授は多忙を理由に断ったが、代わりに Norman

Rasmussen教授を推薦した。AECはこの推薦を受け入れた。

このエピソードは、Brookhaven国立研究所のHerbert Kouts博士が語った内容と幾分異なっていた。Kouts博

士によると、AECの当時の規制局長Harold PriceがKouts博士に直接その研究を依頼したという。しかし、Kouts

博士は、研究により事故の確率を推定できることに懐疑的であった。そこで、Kouts博士はそれができる人物と

してRasmussen教授を推薦した。RSSには産業界、教育機関、政府機関から集まったエンジニアと科学者約40

名が所属した。この中にはAECの常勤職員7名も含まれていた。RSSは当初、計算の基準としてフォールトツ

リーを使用したが、Rasmussen教授はその後、イベントツリー手法を提案した。この手法はAECチームのメン

バーであるMat Taylor氏によって精緻化された。「イベントツリー方法論は時間内に制約を取り除き、フォール

トツリー解析に限定された依存と関連したリソースを改良した。やがて、イベントツリーアプローチは PRA で

主流になった。イベントツリーの使用はPRAを実用化させる重要な決定となった。」89

RSS の発表後、NRC の多くのメンバーはその研究を否定しようとした。この結果、議会聴聞会が開かれ、その

中でUdall下院議員は、新たに2.エグゼクティブサマリーを作成するよう勧告した。NRCのRowden委員長は、

それをしたくなかったが、Rasmussen RSS研究を検証するため、外部に小委員会を設置することに合意した。

University of California, Santa Barbara の Harold Lewis 博士は、リスク評価レビューグループ（Risk

Assessment Review Group）の委員長に就いた。一番の問題は、「RSSの方法論は、原子力発電所の規制と認可

を改善するための独創的で強力な手法であることは明確である。ただし、どのようにしたら、その方法論を規制

上の意思決定に使用できるかは明確でない。残念ながら、その研究は、原子力が米国では安全で受け入れられる

ものかどうかを巡って激化している政治的論争の渦の中心になってしまったため、NRC はすぐにはその新しい

方法論を強力な武器として取り込むことはできなかった。......その研究の発表後にRasmussen教授が誠実にその

研究を擁護しなかったならば、PRA の方法論と RSS の結果はすでにまとめて見捨てられていたことだろう。

Rasmussen 教授はまた、その分野の詳細な知識を新しい世代の原子力技術者に教えることの重要性を認識して

いた。複数の学生が最終的にその分野に進んでもらうことを目的として、最初の段階として、Rasmussen 教授

はMITに、信頼性リスク解析の大学院レベルのコースを設けた。」90

TMI 以後、NRCはいくつかの段階を経ながら、PRA報告に資金的に支援した。1980 年代始めから半ばにかけ

て、NRC だけでなく、プラント事業者数社も技術的な改良を進めたり地元住民へのリスクの特性を明確化した

りするため、自社独自のPRAを完成させた。産業界から資金的に支援された研究では、RSSについての一般的

所見が確認された。業界から資金的に支援されたこれらの研究の多くは、B. John Garrick博士率いる、PRAの

エンジニアとコンサルタントからなる優秀なチームを用いたコンサルティング会社Pickard, Lowe, and Garrick

社を通じて実施された。1986年前に、ACRSはPRAを規制に組み入れる方法についての大がかりな公開討論を

正式に開始していた。すでに言及したように、これにより、NRC は「どの程度の安全であれば、十分に安全で

あるか（How safe is safe enough）」を定義し、正式な安全声明書を公表した。この声明書は、PRAが正式に規

89 William Keller and Mohammed Modarres, “A historical overview of probabilistic risk assessment development and its use in the nuclear power

industry: a tribute to the late Professor Norman Carl Rasmussen,” Reliability Engineering and Safety System, 89 (2005), p. 275. 90 Ibid, p. 279.

96

制制度に採用されるための基準を示すのに役立った。この報告書の調査者は複数の NRC 職員との話し合いの中

で、NRCがTMI後の数年間にわたり正式にPRAを採用するのが遅れた理由の 1つは、綿密な定量的方法と確

率によるはるかに適正な推定値を支持するには、原子力発電所のパフォーマンスデータのデータベースを構築す

るための時間が必要であったからであると伝えられた。91

「1995 年前に、原子力産業においてPRA の使用はすでに定着していた。その結果、NRC は、その分野で最新

技術に裏付けられている範囲ですべての規制上の問題にPRAを使用するようNRC職員に指示するPRA方針声

明書を公表した。しかしながら、NRC はまた、深層防護方針は依然として認可と規制上の意思決定の重要な要

素であることを明確にした。...事業者がPRAを使用することでNRCが得られると見られる最大のメリットは恐

らく、NRC が事業者に対し、原子炉の運転と安全システムに関係するすべての前提条件を記録するよう要求で

きたことである。」92

PRAに対する産業界の見方に耳を傾けたNRCのリーダーは誰であったか。「1991年、NRC委員長 Ivan Selin

博士は、様々なシステム、構造物、機器の安全の重要性を適正に反映させるため、規制の調整に配慮するよう求

めた事業者の要請に応えて、NRC規制の簡略化推進を主導した。Selin委員長が開始した見直しは最終的に1991

年の「保守規則」の策定につながった。これは規制にリスク所見を適用させた最初の主要な規則の一つである。......

リスク情報を活用した規制への関心は、Selin博士の後を引き継いたShirley Jackson委員長に支持された。1995

年の PRA 方針声明書は、Jackson 委員長の主導で策定され、規制と安全目標とを結ぶ橋渡し的な役割を果たし

た。」93

Jackson 博士にその引き金を引かせた出来事の一つは、設計基準に懸念のあったMillstone 原子力発電所を巡る

1990 年代前半の論争であった。Millstone 発電所には、報道機関が関心を寄せる重大な問題があった。Jackson

委員長はまた、安全規制に懐疑的であった、憂慮する科学者同盟（Union of Concerned Scientists）などの非政

府組織からの圧力をそれ以前から感じていた。94 Jackson博士と職員、特にLaban Coblentz首席補佐官（Chief

of Staff）は、ROPの基準を策定するのに役立つ一連の集会とワークショップに、数百の人（産業界内の情報提

供者、規制機関の職員、外部活動家を含む）を集めることができた。Jackson委員長は主要リーダーであったが、

この報告書作成のためにインタビューを受けた者も全員、NRC はチームとして、産業界の懸念と妥当性と整合

性のある検査の必要性とのバランスを取り、より有効な規制制度を有する今日の姿へと変わったと述べた。

1990年代始めから半ばにかけてNRCへの原子力産業からの圧力があったことも見逃せない。原子力エネルギー

協会（NEI）はとりわけ、大手コンサルティング会社の Towers Perrin 社を使って、NRC に対する産業界の見

方についての調査と報告を行った。95 1990 年代前半前に、事業者と NRC の関係は極端に悪化していた。主な

懸念は、NRC の検査官は整合性のない理由で事業者を罰しているとしばしば見られることであった。Towers

Perrin 社は、設置者全 44 社の上級役員に直接インタビューするとともに、300 人以上の人にメールでアンケー

トを行った（回答者258人）。

ROP以前の産業界の懸念が何であったかを明らかにするために、Towers Perrin社の調査の焦点のいくつかを以

下に示す。

91 Interview with NRC officials, Rockville, MD, February 23, 2016. 92 Keller and Modarres, p. 283. 93 Andrew C. Kadak and Toshiro Matsuo, “The nuclear industry’s transition to risk-informed regulation and operation in the United States,” Reliability

Engineering and Safety System, 92 (2007), p. 610. 94 Telephone interview with David Lochbaum of the Union of Concerned Scientists, February 22, 2016. 95 Towers Perrin, “Nuclear Regulatory Review Study,” October 1994, available at:

http://pogoarchives.org/m/nss/1996-nrc-report/appendix-r.pdf

97

NRCはその活動を規制にのみ限定していると回答した者はおらず、回答者の70%は、「規制によって求

められていない措置を講じさせる圧力」が頻繁にあると報告した。

大部分の回答者（87%）は、「......NRCによる制定法で認められていない取り組みは、規制要件のはるか

上を行く事業者の公約をもたらす」ことに同意した。

回答者は、様々な規制活動に必要な時間量（期間）とそれらの活動による安全への影響との間にはほと

んどまたは全く関係がないと見なした。NRCの検査は、非常に押しつけがましく時間もかかる活動であ

り、メリットはあまりないと考えられている。

具体的には、回答者の83%は、「安全にとってほとんどまたは全く意味のない問題に対して措置を講じる

よう求めるNRCからの圧力が、必要以上に巨額なプラント運転コストがかかることの一因になってい

る」ことに同意した。」

回答者は、「NRCは積極的に相互に信頼し合い、プロ意識をもって、敬意を示しながら産業界と協働す

る」よう求めた。

NRCは、設置者の経営陣が主に原子力発電所の安全運転の責任を担うと公に表明したが、規制に対する

実際の取り組み方はその立場を反映するものではなかった。

規制に対するNRCの取り組み方は懲罰的で後ろ向きである場合が多いことが調査によってわかった。

主にTowers Perrin 報告書の結果として起こった最大の変化の一つは、NRCが設置者パフォーマンスの体系的

評価（SALP）プロセスを廃止する決定を下したことである。そのプロセスがあまりにも主観的であると産業界

が強く感じたからである。NRCも最終的にそれに気づいた。SALPは人員の配備、およびNRC検査官のための

優先順位付けに際してNRC を支援することを意図したものであったが、実際には、SALP は検査官がプラント

を罰するための手段に用いられるようになっていた。SALPのスコアは、安全性とパフォーマンスについての他

の客観的な基準と、さらにはNRCが調査した基準とさえもよく相関しなかった。2000年前に、SALPは完全に

ROPに置き換えられていた。

福島事故から数カ月後に、原子力エネルギー協会（Nuclear Energy Institute）は、PRAおよびリスク情報を活

用した規則に対する産業界の支持を表明した公式書簡を NRC に送った。その書簡から関連する部分をここに抜

粋する：96

リスク情報を活用した取り組み方は、安全性に対する統合された視点に立ち、規制活動と産業界の活動の情報を

伝えるという点で価値があることを証明している。これらの取り組み方は、福島事故後の多数の規制活動と産業

界の活動（事故前の活動も含む）を考慮すると、今日さらに重要性を増していると私たちは信じている。これら

の活動の有効性と優先度の、安全を重視したより良い基準、さらに将来の安全への取り組み案の基準が必要であ

ることは明確である。産業界とNRCは、確率論的リスク評価（PRA）に巨額の資金を投じてきたが、リスク情

報を活用した所見の適用は残念ながらあまり進んでいない。これに取り組むため、産業界は、戦略目標としてリ

スクと PRA モデル開発をより深く理解するためのビジョンと計画を築き上げてきた。その最初の一歩は、PRA

モデルでリアリズムの問題に取り組むことである。この点で、NRC と産業界はともに経営幹部レベルで「リス

ク情報を活用した運営委員会」（Risk-Informed Steering Committee）を組織している。2014年前半に始めるが、

私たちは建設的に関与するつもりである。

PRAモデル開発の状況に関しては、NEIは、PRAが現在運転中のプラントをサポートする範囲の情報を収集し

ている。この報告書は設置者が現在までに投じてきた相当額の資金を反映している。レベル 1（炉心損傷頻度）

内部事象、内部浸水、内部火災、外部事象、低出力/停止（LPSD）運転、およびレベル 2（格納容器パフォーマ

ンス）モデルに関する情報は、この付属書に記載する。このマトリックスはまた、米国機械学会（ASME）/米国

96 NEI’s letter dated December 19, 2013, “Industry Support and Use of PRA and Risk-Informed Regulation,” available at:

http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML1335/ML13354B997.pdf

98

原子力学会（ANS）合同 PRA 基準のNRC 承認部分に対するこれらのモデルの相互評価の状況を示す。その集

約情報では、リスク情報を活用した意思決定への産業界の公約、および産業界の相互評価プロセスを通じての

PRA技術の妥当性の達成への貢献を実証する。

米国にあるすべての運転中の原子炉は、定量的内部事象 PRA モデルを維持していると報告した。さらに、それ

らの原子炉の75%超は、プラントに対し高い水準で所見の適用を可能とさせ、さらに安全の向上を可能とさせる

火災 PRA モデルを推し進めてきた。これらのモデルをサポートする方法が進化し続け研究の対象となる時でさ

えそうであった。

この情報を検証するに際し、以下の点について明確に留意することが重要である。

• 多くのプラントには、外的事象に対する個別プラント評価（IPEEE）モデルがあるが、こうしたモデルは現代

的ではなく、完全なPRAでもない。IPEEEモデルしかないプラントは、そのため、既定のイニシエータ区分の

モデルがないものとして報告される。

レベル 2モデルの場合、放出頻度とソースタームの評価が早期大規模放出頻度（LERF）スコアのそれを上回る

もののみ、レベル2モデルとして報告される。LERFは、レベル1モデルおよび相互評価の一部として対処する。

• 完全なレベル2またはLPSDのためのNRC承認のASME/ANS PRA基準がないので、相互評価は実施され

ていない。

リスク情報を活用した規制は有用であり、米国の原子力発電所にメリットを与えているが、一部の原子力発電所

の実際の運転経験を理解する時には、他の要素も考慮に入れる必要がある。Oconee 原子力発電所の運転部門担

当副社長Scott Batsonは2016年2月後半にインタビューを受けた際に、「RIRアプローチについては、早急な

結論は控えなさい」と語った。Oconee 原子力発電所の場合、規制リスク情報を活用した認可では、公式にはほ

とんど何もすることはなかったが、リスク情報を活用した所見は使用する。Oconee原子力発電所とDuke Energy

社（Oconee原子力発電所の他に原子力発電所を約6カ所所有）は、RIRをあまり適用していない。RIRアプロ

ーチを適用するには、特にPRA解析を支持するには、事業者がしなければならない業務は膨大な量に上る。

規制監視プロセスには、具体的には構造物および再現性をそのプロセスに加えた ROP には、それに関連したメ

リットがある。しかし、そのメリットは事業者の負担を実際に軽減させることはなかった。それはプロセスの定

義付けには役立った。Oconee原子力発電所は「年代物」（最も古い原子力発電所の一つ）であるため、依然とし

て規制機関からの注目や関心が集まっている。しかし、これは対立的なプロセスではない。つまり、RIRはOconee

原子力発電所で、パフォーマンスの向上に実際に影響を与えたことはない。ただし、同発電所では、リスク情報

を活用した規制を深く理解するのに依然として利用している。

99

第7章: 発電所のパフォーマンスの増強を承認、認可するNRCの役割

米国の原子力発電所が設備や入力、出力、運転温度の変更など、出力や定格レベルに影響を与えるような変更を

行う場合、プラントの安全に影響を与える恐れがあるため、NRCはその変更を承認する必要がある。NRCの最

新版のBackgrounder Paper『Power Uprates for Nuclear Plants』（原子力発電所の出力向上）によると、「NRC

が商用原子力発電所を認可する際には、炉心について最大熱出力、つまり電力レベルに対する上限値を設定する。

この電力レベルは、プラントの安全性を実証するための解析を数多く行う上で重要な役割を果たす。そのため、

プラントが最大電力レベルを変更する場合、その前にNRCの許可が必要となる。「出力向上」は、NRCが商用

原子力発電所からの出力増大の申請を承認した場合に限り可能である。

「事業者は1970年代以降、原子力発電所の発電量を増大させる方法として、出力向上を使用してきた。NRCは

2014年時点でそれまでに154件の出力向上を承認し、その結果、出力は約21,105 MWt（熱出力）、つまり7,035

MWe（電気出力）増加した。これらの出力向上は［以下の表に］示す。これらの出力向上によって、原子炉を新

たに建設した場合に約7基分に相当する発電能力が合計で増大した。」97

出力向上の種類

NRCによると、「米国の商用炉は、余剰能力で潜在的な出力向上を確保できるよう設計されている。出力向上に

は3種類がある。（1）測定精度改善型出力向上（measurement uncertainty recapture power uprate）、（2）ス

トレッチ型出力向上（stretch power uprate）、（3）設備拡張型出力向上（extended power uprate）。

測定精度改善型出力向上では、認可出力レベルが2%弱上がる。この出力向上は、原子炉出力の算出手

法を改善することによって実現できる。このためには、原子炉出力の算出に用いる給水流量をより正確

に測定する最新の機器が必要となる。より正確な測定により出力レベルの不確実性は軽減され、解析者

は起こり得る事故条件の下で安全に停止できる原子炉の能力を予測することができる。

ストレッチ型出力向上は通常、2%から7%で、実際にどの程度向上するかは、プラント設計の具体的な

運転裕度によって異なる。ストレッチ型出力向上は通常、機器設定の変更に伴うが、主要なプラントの

改造には関係しない。

設備拡張型出力向上はストレッチ型出力向上よりも大きく、最大20%の向上は承認されている。設備拡

張型出力向上には通常、高圧タービン、復水ポンプとモーター、主発電機、変圧器などの主要な非原子

力機器に大規模な改造が必要となる。98

これらの出力向上の選択について詳細に見てみよう。とりわけ、原子力産業での経験が豊富な3人の人物が2011

年5月、日本の千葉で開かれた会議で、米国の原子力発電所が運転効率とパフォーマンスを向上させた方法に関

する論文を発表した。99

彼らは次のように助言して意見を述べた。測定精度改善型（MUR）出力向上では、「すべての安全解析は 102%

の認可原子炉出力で実施しなければならないという、10 CFR 50［連邦規則集］付属書Kにある要件を利用する。

熱動力炉での2%の追加分は、原子炉出力を算出する時に測定不確実性を構成する。......この出力向上は時に付属

97 U.S. Nuclear Regulatory Commission, “Backgrounder on Power Uprates for Nuclear Plants,” April 2014,

http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/fact-sheets/power-uprates.html 98 NRC Backgrounder, “Power Uprates,” April 2014. 99 Joseph S. Miller, Bob Stakenborghs, and Robert Tsai, “Improving Nuclear Power Plant’s Operational Efficiencies in the USA,” 19th International

Conference on Nuclear Engineering, Chiba, Japan, May 16-19, 2011.

100

書Kの出力向上と呼ばれる。......給水流動量はほぼすべての原子力発電所の原子炉出力の基準として使用される。

すべての不正確な測定を排除することはできないとはいえ、MURは常に、熱出力の2%弱の出力向上をもたらし、

通常は最新認可熱出力（CLTP）の1.5%から1.7%を加える。新しい出力レベルは現在解析上限値内にあるため、

再解析の必要はほとんどまたは全くなく、また原子炉系の変更も必要ない。また、出力の変更は相対的に小さい

ため、MURは通常、余裕でプラント全体（BOP）システムの能力内にあり、それらのシステムの変更はほとん

どまたは全く必要ない。従って、MURは通常、比較的小さい労力と妥当なコストで達成できる。

次に、ミラー他はストレッチ型出力向上について論じた。NRCと同様、彼らは、ストレッチ型出力向上は通常、

CLTPの5%から7%であり、プラントに組み込まれた安全と運転の余裕度を利用すると指摘した。彼らはさらに

次のように述べる。「通常、ストレッチ型出力向上は原子炉系に必要とされる変更がないレベルで、また、小さな

変更がある場合はその変更がBOP側に必要とされるレベルで選択された。このため、ストレッチ型出力向上は、

実施するのが比較的容易で費用も安い。出力レベルはMURよりも高いので、ストレッチ型出力向上に必要とさ

れるシステム評価はより複雑である。」

米国の原子力発電所のストレッチ型出力向上の歴史については、産業界の解析者によると、初期の出力向上の大

きな部分を占めていたのはこの種類であったが、最近では、その申請がないことがわかった。「原子力発電容量を

増やしたいという願いは、ストレッチ型出力向上からより大胆な出力向上、つまり設備拡張型出力向上へとシフ

トさせた。実際、ストレッチ型出力向上レベルで運転していたプラントの中には、設備拡張型出力向上へ移ろう

としていたり、設備拡張型出力向上を認可されたりしたプラントもある。これは、そのような施設では出力の増

大で望ましい費用便益が得られるからである。

彼らは次に、設備拡張型出力向上（EPU）を実行するのに必要なものは何かについて検討する。設備拡張型出力

向上は初期の認可出力の最大 20%であるが、「依然として原子炉系の初期の設計制限の範囲内にあり、それらの

システムにはほとんどまたは全く変更は必要ないと思われるが、大抵の場合、EPU に必要な再解析の量は通常

は大量であり、EPUをサポートする工学的取り組みは厄介なものになる可能性がある。」

この場合には、NRC が復水器、給水システム、高圧タービンなどでの変更の例を用いて言及したように、BOP

には重要な変更が必要になる。その産業界側の執筆者によると、「プロジェクトのコストは通常、数億ドルにも上

る。ただし、プロジェクトコストが巨額であっても、1 ドル当たりの出力は類似の出力レベルのプラントを新た

に建設するよりも大きい。

事業者の意思決定者レベルでは、「その事業者の販売地域では地元の全体の経済環境に基づいて出力向上の可能性

を評価しなければならない。増収の可能性は出力向上のコストとの差引勘定で決まり、経済的な決定は、プロジ

ェクトの投資利益率（ROI）に基づいてなされる。大抵の例では、出力向上のROIは現在の不況下であっても好

調である。これはとりわけ大規模なEPUの場合に当てはまる。例えば、1,000 MWe規模の原子力発電所の20%

EPUは200 MWeの増加となる。プロジェクトコストが5億ドルに達するとしても、新しい火力発電所の建設と

比較すると、同意が得られた場合のコストは1 kW当たり2,500ドルである。増分燃料費とコストの安定を考慮

すると、原子力発電所の出力向上には経済的環境的に有利である。」100

NRCはまた、Backgrounderの中で、事業者は出力定格を大幅に上げるなどといった具体的な方法を取ってきた

ことを言及している。

原子炉の出力を増加させるために、事業者は通常、濃縮ウラン燃料をそれよりやや濃縮度の高いウラン

燃料か濃縮度が高い新しい燃料と交換する。これにより、原子炉はより大きな熱エネルギーを生成し、

100 Ibid, p. 6.

101

さらにそのエネルギーから発電を行うタービンを駆動させるより多くの蒸気を生成する。管、弁、ポン

プ、熱交換器、変圧器、発電機などの機器は、より高い出力レベルに対応することができなければなら

ない。例えば、通常、より高い出力レベルでは、熱を電力に変換するのに使用されるシステムを流れる

蒸気と水はより多く処理される。これらのシステムは、流量の増加に対応できなければならない。

設置者の中には、より高い出力レベルに対応するために、機器を改良したり交換したりする事業者もい

る。望まれる出力増加や最初の設備設計次第では、主タービンの交換などの大規模なプラント改造が行

われる可能性もある。こうした要素はすべて、出力向上に関する認可変更申請の一環として設置者が解

析を行わなければならない。それらの解析で、新構成案が引き続き安全を保ち、一般市民の健康と安全

を適切に守ることを実証しなければならない。

出力向上のためのNRC評価プロセス

このプロセスに対する詳細な規制は、連邦規則集第10編CFR 50.90-92に記載されている。101 NRCによると、

「適用と検証は複雑であり、NRCの原子炉規制局（Office of Nuclear Reactor Regulation）と法務局（Office of

General Counsel）は多くの領域に専門的に関わっている。一部の検証は、原子力規制研究局（Office of Nuclear

Regulatory Research）と原子炉安全諮問委員会（Advisory Committee on Reactor Safeguards、ACRS）も関

わっている。出力向上申請を評価するに際し、NRC は、設置者によって提出されたデータと事故の解析を検証

して、プラントをより高い出力レベルで安全に運転できるかどうかを確認する。」

NRCは、ACRSによって承認された設備拡張型出力向上に関する評価基準 [2003年12月発行] を使用

する。102 その基準は、NRC職員による検証のための包括的なプロセスと技術的なガイダンスを提供す

るとともに、設備拡張型出力向上を申請する設置者に有用な情報も提供する。

設置者が出力向上申請を提出すると、NRCは同機関が認可を検討していることを米国官報（Federal

Register）の告知により一般に公開する。一般市民は設置者の申請に対して意見を述べる期間が30日間、

申請に異議を申し立てることができる公聴会の開催を要請できる期間が60日間与えられる。NRCの技

術職員は申請と市民の意見を十分に検証し、一方、原子力安全許認可会議（ASLB）は公聴会開催要請

について検討する。職員は検証を完了すると、安全評価書を発行し、その決定を公開するため、米国官

報に再び告知を載せる。

公聴会が必要であるとASLBが決定すると、別の法的手続きが開始され、NRC職員は必要に応じて技

術情報を提供する。安全評価書および公聴会の裁定は、出力向上請求に対するNRCの最終決定の基準

となるが、NRC職員は公聴会が進行中の間は出力向上を承認することができる。NRCは承認した出力

向上に関してプレスリリースを出す。

一般市民の参画

NRCは、原子力産業に対する強力で公平な監視の一貫としてNRCの活動への一般市民の参画を歓迎し

ている。一般市民は出力向上の活動の舞台に参加する機会を有しており、以下の活動に参加できる。

申請前の集会。設置者はこれらの集会で出力向上計画についてNRC職員と話し合う（機密情報に

ついて話し合う場合には、これらの集会の一部を非公開にすることがある）。

101 10 CFR 50.90-92, “Amendment of License or Construction Permit at Request of Holder,”

http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/cfr/part050/ 102 Office of Nuclear Reactor Regulation, “Review Standard for Extended Power Uprates,” U.S. Nuclear Regulatory Commission, RS-001, December

2003, http://www.nrc.gov/reactors/operating/licensing/power-uprates/rs-001-rev-0-dec2003.pdf

102

申請および申請に対する公聴会の開催要請に関連した意見や見解。

職員による申請に対する評価の結果に関するACRSへの概要説明ACRS集会スケジュールについ

てはNRCのウェブサイトで確認できる。103

NRC職員は通常、設備拡張型出力向上の案件別に、30日間の住民意見期間に環境評価案を公表する。

NRC職員は、環境評価について最終決定する前に、すべての意見について検討し対処する。104

103 http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/acrs/agenda/ 104 NRC Backgrounder, April 2014.

103

第8章: 原子力発電所のパフォーマンスに対する産業界再編及び市場規制変更の影響

過去25年間、（世界中、とりわけ米国の）原子力発電産業界は、個々の発電所の売却や事業者の吸収合併を通し

て、原子力発電所の所有権の大幅な再編を経験した。1991年時点では、原子力発電所を所有する事業者は世界全

体で 101社存在した。1999年末までに、この事業者数は 87社にまで減少した。1999年には米国の事業者上位

12社で、設備容量の54%を保有していた。2011年までに、事業者の僅か上位10社が米国内の設備容量の70%

以上を保有することとなった。米国の原子力発電所の運転者数は、20 年前は 45 社が存在したが、2011 年には

25 社まで減少している。米国にある約 100 基の原子炉のうち約半数は、発電事業者間で卸価格競争のある自由

化市場下にある。残り半分の原子炉は料金が規制された市場下にあるが、後述するとおり、一部の規制主体は価

格パフォーマンスの追求インセンティブが働くような規制スキームを採用・提案しており、発電所のパフォーマ

ンスを向上させる傾向にある。

原子力発電産業界の再編のほとんどは合併によってなされた。代表的なケースは、2000年のUnicom社とPECO

社の合併によるExelon社の設立であり、現在Exelonは米国で最も多くの原子力発電所を所有している。Exelon

社は原子力発電所の運転・保守において、「業界内の他の発電所よりも低い運転可変費と高い設備利用率の実現」

につながるような「Exelon way」という手法を示している105。Exelon社の発電所のパフォーマンスは、（大変優

れてはいるが）パフォーマンスが向上傾向にある米国内のほぼ全ての発電所と大差ないということを示す調査に

ついては、以下で述べる。Exelon社は複数の原子力発電所を保有する他の会社と同様に、発電所の運転を統合す

るために、マネジメント契約を結んでいることは注目に値する。彼らはこれらの契約を、「発電所 1 基のみを所

有する企業へ運転・保守サービスを提供する」管理会社を通じて行った106。このような運転の統合は、特に、本

報告書の別の箇所にて述べる「プラクティスのコミュニティ」を通じて、プラクティスの共有やより良い「プラ

クティスによる学習」の一助となった。もちろん、Exelon社や自由化市場もしくは卸電力市場で活動する同様の

企業にとってのモチベーションは、コストを削減し、他の発電手段との競争の中での利益水準を引き上げること

である。

一方、規制市場下の事業者は、設備利用率を高めることでコストを削減し、発電所の保有による収益性を高める

ことを目標にしており、「インセンティブ規制スキーム」によって利益を得ている。Taylor氏とWolak氏の2011

年の論文は、「Pacific Gas & Electric社（原子力発電所所有者）とCalifornia州公益事業委員会（規制機関）と

の間」で、パフォーマンスベースの価格設定プランが1988年に採択されたDiablo Canyon原子力発電所の事例

を紹介している。当該プランの内容は以下のとおり。

このプランにより、Diablo Canyon 発電所からの売電価格が固定された。この価格は、Diablo Canyon

発電所の運転可変費に比べ相当高く設定されており、そのため PG&E 社は同発電所で可能な限り多く発

電することに強い財務上のインセンティブを有することとなった。他の州の規制機関もそれぞれの管轄地

域の原子力発電所に対し同様のインセンティブ規制スキームを制定し、同様の結果を生んだ。これらのイ

ンセンティブ規制スキームはまた、発電所の運転・保守コストを削減する強力なインセンティブを各発電

所の所有者に与えた107。

米国には自由化市場及び規制市場という2つの一般的な規制体系がある中、業界再編及び市場規制は、発電所の

設備利用率に対してどのような影響を与えたのだろうか。2007 年、米国公営電気事業者協会は、以下の 3 つの

問いに回答を試みる報告書を記した。

105 John B. Taylor and Frank A. Wolak, p. 291. 106 Ibid. 107 Ibid, p. 292; and see also, Fan Zhang. “Does Electricity Restructuring Work? Evidence from the U.S. Nuclear Energy Industry,” The Journal of

Industrial Economics, vol. 55, no. 3 (2007). Zhang’s study was limited to the period 1992-1998, prior to the large number of nuclear plants’

divestitures.

104

卸売市場が規制下にあるか自由化されているかによって発電所の設備利用率は異なるのか？

自由化は設備利用率を高めたのか？

規制市場の事業者から自由化市場の事業者への発電所の売却や譲渡は、設備利用率にどのような影響を

与えたのか？

同協会は、1995年から2005年の11年間、9地域について調査した。一つの地域には平均して約10基の原子炉

が存在していた。先ほどの問いで述べたとおり、同協会は、規制市場の事業者から、Exelon 社、Constellation

Energy Group、FPL Group及びDominion Resource社といった自由化市場の事業者への発電所の売却や譲渡

が、設備利用率にどのような影響を与えたのかを調査した。このうち、4 つの原子炉に関しては売却後に次のと

おり設備利用率が向上した。Clinton：-1.2%→58.6%、Indian Point 3：85.8%→98.7%、Indian Point 2：12.1%

→92.9%、Seabrook：85.5%→91.4%。Seabrookの例を除き、設備利用率は劇的な向上を見せている。しかしな

がら、相当数の原子炉において、自由化企業への売却・譲渡の後に次のとおり設備利用率が低下している。Three

Mile Island：99.5%→89.3%（ただし翌年100%に到達）、Pilgrim：97.3%→76.8%（ただし翌年94.4%まで回復）、

Fitzpatrick：89.3%→81.5%（ここも翌年には回復）、Oyster Creek：100%→77.2 %（翌年98.4%に上昇）、Vermont

Yankee：94.1%→53.4%（翌年 100%に上昇）このように、設備利用率には明確かつ大幅な上昇傾向が見られ、

自由化、もしくは少なくとも自由化企業への譲渡によるパフォーマンスの向上が見られる。しかしながら、同報

告書は、規制市場においても設備利用率が 1990 年代初めから大幅に上昇する傾向にあったことを示している。

米国公営電気事業者協会がまとめた結論は以下のとおりである。

これらの地域間における設備利用率の差は僅かなものである。いくつかの地域では設備利用率の向上が

見られたが、概して、向上に寄与したのは一握りの発電所だけである。一部の発電所は規制市場下の事

業者から自由化市場下の事業者への売却や譲渡の後に設備利用率が大幅に上昇したが、ほとんどの例で

は大幅な上昇は起こらなかった。自由化市場における発電所には、一貫して高い設備利用率を維持した

ものもある。概して、この期間では殆どの［もしくは全ての］地域で設備利用率が向上しており、それ

は規制体系とは無関係であった108。

米国公営電気事業者協会の報告書は有益であったが、詳細な経済的分析を行っていないことは明らかである。最

近になって、California大学Berkeley校のハースビジネススクール（the Haas School of Business）の経済学者で

あるLucas Davis氏とCatherine Wolfram氏が、権威ある全米経済研究所（NBER）の援助を受けて、自由化

が発電所のパフォーマンスに与える影響の詳細分析を行っている109。彼らの全体的な結論は、「自由化や再編は、

主に運転停止の頻度・期間を低下・短縮させることで、10%の運転効率向上につながっている。平均的な卸電力

価格の下では、この運転効率上昇は年間約 25億ドルの利益増加（400億 kWhの売電量増加に相当）を意味し、

年間約4,000万m3の二酸化炭素排出削減に相当する110。」また、彼らは原子力発電所の安全性に関するレビュー

も行っている。それによると、「自由化が安全性に与える影響には両面あり、安全性が運転効率とともに向上する

か、運転効率の犠牲になるかによって異なる。［そして］事業分割や再編は「スクラム」の呼称で知られる緊急運

転停止の件数の減少につながっていることも分かった111。」

先に述べたTaylor氏とWolak氏の論文とは対照的に、ハースビジネススクールの両氏は、インセンティブ規制

スキームが効果のベストミックスを生むと指摘している。かつてのDiablo Canyonの例では、訴訟における和解

の結果として10年間固定価格を維持する効果のある価格スキームが作られた。そのため、発電所所有者のPG&E

108 American Public Power Association, “Nuclear Plant Performance: What Does Restructuring Have to Do With it?” May 2007, p. 7. 109 Lucas W. Davis and Catherine Wolfram, “Deregulation, Consolidation, and Efficiency: Evidence from U.S. Nuclear Power,” August 2011; revised

version was published in the American Economic Journal: Applied Economics, 4(4) (2012). 110 Ibid, abstract. 111 Ibid, p. 3.

105

社は、固定価格から生じる純利益を増加させるために、運転効率を向上しコストを削減する強いインセンティブ

を有することとなった。しかし、Davis氏とWolfram氏は「州の規制機関は、古典的なラチェット効果のケース

として、過去に交渉で決定した固定価格によってPG&E社が得た巨額の利益を目の当たりにしたため、価格を6

年間下げる調整をした。」と述べている。

Davis氏とWolfram氏はさらに、次のようにも述べている。「他の州では、インセンティブ規制はそれほど特定

の発電所と明確には結びついていないが、例えば、所有する全ての発電所で過去の平均的な設備利用率を維持で

きた場合に、発電事業者が高い収益を得ることができた例もあった。1990 年末時点で、16 の州で運転していた

60の原子炉が、ある種のインセンティブ規制下にあった。当時の実績から、インセンティブ規制が原子力発電所

の平均設備利用率の向上に様々な点で寄与したことが見て取れる。1990年代後期には、インセンティブ規制の限

界への対応の一環として、いくつかの州で電力市場の自由化が始まった。」112

Davis氏とWolfram氏は 40年間の月別エネルギーデータを用いた。この点で、彼らの研究は 2011年後期時点

で最も包括的な研究となっている。彼らはまた、注目すべき点として、いくらか異なる設備利用率の定義を用い

ている。彼らは分母として「最大の発電ポテンシャル（MW）」の代わりに「炉設計上の容量（MW）」を用いて

いる。定義を変更した理由は、「原子炉の運転状況と同時に、期間の経過に伴う最大の発電ポテンシャルの変化の

両方」を測るためであった113。したがって、この手法で算定された設備利用率は、発電量を大幅に増加させる

ような出力向上や改修の効果を含んだものとなっている。自由化市場では、出力向上への投資に対し、より大き

な財務上のインセンティブが生じる傾向にある。

規制市場と自由化市場との間で、重大事故が発生する可能性に違いはあるだろうか。Taylor 氏と Wolak 氏は、

「発電所所有者が総括原価方式の規制下に置かれている、垂直統合された寡占市場の方が重大事故の可能性は低

い。」と述べている。

そのような市場では、発電所は、システムに高負荷のかかる状況を含めた実際の運転状況に関わらず、

慎重な審査で認められたコストしか回収できない。このような、超過利潤が発生しない一方、発電所で

重大事故が起きた場合には大きな損失を被る状況下では、規制機関によって運転に要するコストが慎重

に審査されている限り、発電所の所有者が、安全に運転できる限界を超えて発電所を運転させたり運転

費用支出を抑えたりする可能性は低くなる。

結論としては、卸電力価格は大抵の場合、地域や時間帯によって異なるため、産業界全体に広がるよう

な重大事故が起こる可能性は非常に小さい。したがって、米国国内の全ての原子力発電所が長期間、非

常に高い卸電力価格を維持するような事態が起こる可能性は極めて低いだろう 114。

112 Ibid, p. 7. 113 Ibid, p. 12. 114 Taylor and Wolak, p. 294.

106

付録: 米国の原子力発電所における出力向上リスト

2014年4月時点で、米国国内の原子力発電所で出力向上が行われた例は154例存在する。最初の例は1977年の

Calvert Cliffs 1だった。NRCのウェブサイトから引用した下表の「S」はストレッチ型出力向上（stretch power

uprate）、「MU」は測定精度改善型出力向上（measurement uncertainty recapture power uprate）、「E」は設

備拡張型出力向上（extended power uprate）を表している。 36年以上に渡る発電所の出力向上の効果を合計す

ると、21,104.8 MWth、7,034.90 MWeとなる。この効果は、米国の電力系統に、大型の原子炉を7基新たに併

入したことと同等である。

NO. PLANT % UPRATE MWt

DATE

APPROVED

UPRATE

TYPE

1 Calvert Cliffs 1 5.5 140 9/9/77 S

2 Calvert Cliffs 2 5.5 140 10/19/77 S

3 Millstone 2 5 140 6/25/79 S

4 H. B. Robinson 4.5 100 6/29/79 S

5 Fort Calhoun 5.6 80 8/15/80 S

6 Crystal River 3 3.8 92 7/21/81 S

7 St. Lucie 1 5.5 140 11/23/81 S

8 St. Lucie 2 5.5 140 3/1/85 S

9 Duane Arnold 4.1 65 3/27/85 S

10 Salem 1 2 73 2/6/86 S

11 North Anna 1 4.2 118 8/25/86 S

12 North Anna 2 4.2 118 8/25/86 S

13 Callaway 4.5 154 3/30/88 S

14 TMI-1 1.3 33 7/26/88 S

15 Fermi 2 4 137 9/9/92 S

16 Vogtle 1 4.5 154 3/22/93 S

17 Vogtle 2 4.5 154 3/22/93 S

18 Wolf Creek 4.5 154 11/10/93 S

19 Susquehanna 2 4.5 148 4/11/94 S

20 Peach Bottom 2 5 165 10/18/94 S

21 Limerick 2 5 165 2/16/95 S

22 Susquehanna 1 4.5 148 2/22/95 S

23 Nine Mile Point 2 4.3 144 4/28/95 S

24 Columbia 4.9 163 5/2/95 S

25 Peach Bottom 3 5 165 7/18/95 S

26 Surry 1 4.3 105 8/3/95 S

27 Surry 2 4.3 105 8/3/95 S

28 Hatch 1 5 122 8/31/95 S

29 Hatch 2 5 122 8/31/95 S

30 Limerick 1 5 165 1/24/96 S

31 V. C. Summer 4.5 125 4/12/96 S

32 Palo Verde 1 2 76 5/23/96 S

33 Palo Verde 2 2 76 5/23/96 S

34 Palo Verde 3 2 76 5/23/96 S

107

35 Turkey Point 3 4.5 100 9/26/96 S

36 Turkey Point 4 4.5 100 9/26/96 S

37 Brunswick 1 5 122 11/1/96 S

38 Brunswick 2 5 122 11/1/96 S

39 Fitzpatrick 4 100 12/6/96 S

40 Farley 1 5 138 4/29/98 S

41 Farley 2 5 138 4/29/98 S

42 Browns Ferry 2 5 164 9/8/98 S

43 Browns Ferry 3 5 164 9/8/98 S

44 Monticello 6.3 105 9/16/98 E

45 Hatch 1 8 205 10/22/98 E

46 Hatch 2 8 205 10/22/98 E

47 Comanche Peak 2 1 34 9/30/99 MU

48 LaSalle 1 5 166 5/9/00 S

49 LaSalle 2 5 166 5/9/00 S

50 Perry 5 178 6/1/00 S

51 River Bend 5 145 10/6/00 S

52 Diablo Canyon 1 2 73 10/26/00 S

53 Watts Bar 1.4 48 1/19/01 MU

54 Byron 1 5 170 5/4/01 S

55 Byron 2 5 170 5/4/01 S

56 Braidwood 1 5 170 5/4/01 S

57 Braidwood 2 5 170 5/4/01 S

58 Salem 1 1.4 48 5/25/01 MU

59 Salem 2 1.4 48 5/25/01 MU

60 San Onofre 2 1.4 48 7/6/01 MU

61 San Onofre 3 1.4 48 7/6/01 MU

62 Susquehanna 1 1.4 48 7/6/01 MU

63 Susquehanna 2 1.4 48 7/6/01 MU

64 Hope Creek 1.4 46 7/30/01 MU

65 Beaver Valley 1 1.4 37 9/24/01 MU

66 Beaver Valley 2 1.4 37 9/24/01 MU

67 Shearon Harris 4.5 138 10/12/01 S

68 Comanche Peak 1 1.4 47 10/12/01 MU

69 Comanche Peak 2 0.4 13 10/12/01 MU

70 Duane Arnold 15.3 248 11/6/01 E

71 Dresden 2 17 430 12/21/01 E

72 Dresden 3 17 430 12/21/01 E

73 Quad Cities 1 17.8 446 12/21/01 E

74 Quad Cities 2 17.8 446 12/21/01 E

75 Waterford 3 1.5 51 3/29/02 MU

76 Clinton 20 579 4/5/02 E

77 South Texas 1 1.4 53 4/12/02 MU

78 South Texas 2 1.4 53 4/12/02 MU

79 ANO-2 7.5 211 4/24/02 E

108

80 Sequoyah 1 1.3 44 4/30/02 MU

81 Sequoyah 2 1.3 44 4/30/02 MU

82 Brunswick 1 15 365 5/31/02 E

83 Brunswick 2 15 365 5/31/02 E

84 Grand Gulf 1.7 65 10/10/02 MU

85 H. B. Robinson 1.7 39 11/5/02 MU

86 Peach Bottom 2 1.62 56 11/22/02 MU

87 Peach Bottom 3 1.62 56 11/22/02 MU

88 Indian Point 3 1.4 42.4 11/26/02 MU

89 Point Beach 1 1.4 21.5 11/29/02 MU

90 Point Beach 2 1.4 21.5 11/29/02 MU

91 Crystal River 3 0.9 24 12/4/02 S

92 D.C. Cook 1 1.66 54 12/20/02 MU

93 River Bend 1.7 52 1/31/03 MU

94 D.C. Cook 2 1.66 57 5/2/03 MU

95 Pilgrim 1.5 30 5/9/03 MU

96 Indian Point 2 1.4 43 5/22/03 MU

97 Kewaunee 1.4 23 7/8/03 MU

98 Hatch 1 1.5 41 9/23/03 MU

99 Hatch 2 1.5 41 9/23/03 MU

100 Palo Verde 2 2.9 114 9/29/03 S

101 Kewaunee 6 99 2/27/04 S

102 Palisades 1.4 35.4 6/23/04 MU

103 Indian Point 2 3.26 101.6 10/27/04 S

104 Seabrook 5.2 176 2/28/05 S

105 Indian Point 3 4.85 148.6 3/24/05 S

106 Waterford 8 275 4/15/05 S

107 Palo Verde 1 2.9 114 11/16/05 S

108 Palo Verde 3 2.9 114 11/16/05 S

109 Vermont Yankee 20 319 3/2/06 E

110 Seabrook 1.7 61 5/22/06 MU

111 Ginna 16.8 255 7/11/06 E

112 Beaver Valley 1 8 211 7/19/06 E

113 Beaver Valley 2 8 211 7/19/06 E

114 Browns Ferry 1 5 165 3/6/07 S

115 Crystal River 3 1.6 41 12/26/07 MU

116 Susquehanna 1 13 463 1/30/08 E

117 Susquehanna 2 13 463 1/30/08 E

118 Vogtle 1 1.7 60.6 2/27/08 MU

119 Vogtle 2 1.7 60.6 2/27/08 MU

120 Hope Creek 15 501 5/14/08 E

121 Comanche Peak 1 4.5 154 6/27/08 S

122 Comanche Peak 2 4.5 154 6/27/08 S

123 Cooper 1.6 38 6/30/08 MU

124 Davis-Besse 1.6 45 6/30/08 MU

109

125 Millstone 3 7 239 8/12/08 S

126 Calvert Cliffs 1 1.4 37 7/22/09 MU

127 Calvert Cliffs 2 1.4 37 7/22/09 MU

128 North Anna 1 1.6 47 10/22/09 MU

129 North Anna 2 1.6 47 10/22/09 MU

130 Prairie Island 1 1.6 27 8/18/10 MU

131 Prairie Island 2 1.6 27 8/18/10 MU

132 LaSalle 1 1.6 57 9/16/10 MU

133 LaSalle 2 1.6 57 9/16/10 MU

134 Surry 1 1.6 41 9/24/10 MU

135 Surry 2 1.6 41 9/24/10 MU

136 Limerick 1 1.6 57 4/8/11 MU

137 Limerick 2 1.6 57 4/8/11 MU

138 Point Beach 1 17 260 5/3/11 E

139 Point Beach 2 17 260 5/3/11 E

140 Nine Mile Point 2 15 521 12/22/11 E

141 Shearon Harris 1.7 48 5/30/12 MU

142 Turkey Point 3 15 344 6/15/12 E

143 Turkey Point 4 15 344 6/15/12 E

144 St. Lucie 1 11.9 320 7/9/12 E

145 Grand Gulf 1 13.1 510 7/18/12 E

146 St. Lucie 2 11.9 320 9/24/12 E

147 McGuire 1 1.7 58 5/16/13 MU

148 McGuire 2 1.7 58 5/16/13 MU

149 Monticello 12.9 229 12/9/13 E

150 Braidwood 1 1.6 58.4 2/7/14 MU

151 Braidwood 2 1.6 58.4 2/7/14 MU

152 Byron 1 1.6 58.4 2/7/14 MU

153 Byron 2 1.6 58.4 2/7/14 MU

154 Fermi 2 1.6 56 2/10/14 MU

Total MWt 21,104.80

Total MWe 7,034.90

（様式２）

頁図表番号

5 図1-1

20 図1-2

31 図1-3

31 表1-5

32 図1-4

34 図1-6

36 図2-1

43 図2-4

47 図2-6

51 図2-8

54 図2-10 新規制基準と事業者の安全対策例

第1段階（Tier 1）の概要

浸水するFort Calhoun発電所（2011年6月）

タイトル

NRC組織図

EPRIにおけるリスク・安全マネジメント（RSM）研究体制

福島事故を踏まえた米国原子力産業界の取り組み

第1段階（Tier 1）の進捗状況（2015年11月時点）

二次利用未承諾リスト

平成27年度発電用原子炉等利用環境調査（原子力発電所の継続的な安全性向上のための動向調査）

平成27年度発電用原子炉等利用環境調査（原子力発電所の継続的な安全性向上のための動向調査）報告書

（一財）日本エネルギー経済研究所

韓国原子力安全・セキュリティ委員会（NSSC）組織図

STUK組織図

ASN組織図

NRA組織図

平成 27 年度発電用原子炉等利用環境調査2016 年2月現在、米国では99...

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