準備書面（美浜）（２）（繰り返しの揺れ）-2

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1 事件番号平成 28 年 ( 行ウ ) 第 161 号美浜原子力発電所 3 号機運転期間延長認可処分等取消請求事件原告松下照幸外 2 名被告国準備書面 (2) ( 地震の繰り返しの揺れに対する原子炉の耐震安全性 ) ( 高浜原発 1,2 号機事件の準備書面 (8)) 2017( 平成 29) 年 3 月 23 日名古屋地方裁判所民事 9 部 A2 係御中原告ら訴訟代理人弁護士北村栄ほか目次はじめに... 3 第 1 熊本地震の繰り返しの揺れと被害熊本地震により発生した繰り返しの揺れ繰り返しの揺れにより新建築基準後の建物にも被害... 5 第 2 原子炉の耐震審査では地震の繰り返しの揺れは想定されていない原子力規制委員長の見解は誤った解釈によるものであること設置許可規則は塑性ひずみを許容している弾性範囲に収まる設計は基準地震動に対してではない地震の繰り返しの揺れは想定外蒸気発生器伝熱管の耐震評価

2 6. 小括第 3 疲労 ( 金属疲労 ) について疲労とは小さい応力でも繰り返しによりき裂が進行し破壊に至る疲労破面からわかること破断前に見つけることは困難振動による疲労弾性と塑性弾性限界を超えて塑性領域にはいると変形が残る温度変化の繰り返しによる疲労疲労の事例小括第 4 原子炉の耐震審査における疲労累積係数を用いた疲労評価原子力施設でも疲労による事故が多発している耐震設計に係る工認審査ガイドの要求実用発電用原子炉の運転期間延長の審査基準の要求審査で用いられている評価方法疲労は累積するので足し算疲労の発生進展を前提にするしかない東電による中越沖地震の疲労評価余震が本震の3 割弱に及ぶ小括第 5 美浜原発 3 号炉の評価結果主給水系配管の疲労割れを想定した耐震評価 ( 運転期間延長審査 ) 原子炉格納容器の伸縮式配管貫通部の疲労割れを想定した耐震評価保守管理に関する方針書第 6 高浜原発 1 2 号炉の評価結果次冷却設備配管の疲労累積係数 ( 工事計画認可 ) 格納容器配管貫通部の疲労割れを想定した耐震評価 (2 号炉 ) 保守管理に関する方針書第 7 繰り返しの揺れ問題で原子力規制庁規制委員会の見解と反論

3 1. 意見募集に対する原子力規制庁規制委員会の回答原子力規制庁規制委員会の回答に対する反論小括第 8 結論はじめに熊本地震では最大震度が7の地震が間を置かずに2 度発生しその後も一か月の間に最大震度が6 強の地震が2 回 6 弱の地震が3 回も発生した繰り返しの揺れにより震度 7でも倒壊しないはずの新建築基準後に建築確認が行われた建築物にも倒壊などの被害が出た多くが一度目の震度 7には耐えたが二度目の震度 7 には持ちこたえられなかった原子炉の耐震審査では強い前震や強い余震の影響及び基準地震動に匹敵する揺れが複数回発生する場合については考慮されていない原子力規制委員長は基準地震動に対して弾性範囲 ( 何度揺れても元に戻る ) で設計しているので問題ないと述べるが設置許可規則は基準地震動に対しては弾性範囲を超えて塑性ひずみが発生する場合を許容しておりこれは明らかに誤った解釈に基づく説明である設置許可規則を前提にすれば基準地震動の範囲内の繰り返しの揺れにより塑性ひずみによる変形が進む可能性は否定できないがその場合の安全性は確認されていない安全上重要な機器配管においても基準地震動 1 回の揺れに耐えることができればよいことになっており工事計画認可の審査においても運転期間延長認可の審査においても複数回の揺れは想定外である繰り返しの揺れによる荷重が原子炉の機器配管の耐震安全性に影響を与えるものに疲労 ( 金属疲労 ) がある疲労は小さい応力であっても繰り返し発生することにより金属材料のき裂が進展し破壊に至る現象である美浜原発 3 号炉についても高浜原発 1 2 号炉についても安全上重要な機器配管の疲労累積係数 3

4 による評価結果において許容値ぎりぎりの箇所が複数個所存在する繰り返しの揺れについて考慮すると確実に許容値を超えてしまうことが示される熊本地震により現実に発生することが明らかとなった繰り返しの揺れについて考慮していない審査基準は不合理であることは明らかであるそして繰り返しの揺れを考慮した場合には本件原子炉の耐震審査が不合格となることは明らかであり本件各処分は取り消されるべきである以下詳細に述べる第 1 熊本地震の繰り返しの揺れと被害 1. 熊本地震により発生した繰り返しの揺れ熊本地震ではマグニチュード 7.3 の本震 (2016 年 4 月 16 日 1 時 25 分 ) の約 28 時間前にマグニチュード 6.5 の前震 (2016 年 4 月 14 日 21 時 26 分 ) が発生し震度 7の揺れが2 回発生したその後も最大震度が6 強の地震が2 回 6 弱の地震が3 回発生した震度 5 弱以上の地震は 19 回に及ぶ ( 熊本地震における建築物被害の原因分析を行う委員会報告書平成 28 年 9 月 P9~20) 震度 6 弱以上を観測した地震発生時刻震央深さ M 最大震度 4 月 14 日 21 時 26 分熊本県熊本地方 11km 月 14 日 22 時 07 分熊本県熊本地方 8km 弱 4 月 15 日 00 時 03 分熊本県熊本地方 7km 強 4 月 16 日 01 時 25 分熊本県熊本地方 12km 月 16 日 01 時 45 分熊本県熊本地方 11km 弱 4 月 16 日 03 時 55 分熊本県熊本地方 11km 強 4 月 16 日 09 時 48 分熊本県熊本地方 16km 弱熊本地震における建築物被害の原因分析を行う委員会報告書より(P9) 4

5 2. 繰り返しの揺れにより新建築基準後の建物にも被害熊本地震による建築物被害について国土交通省が設置した専門家による熊本地震における建築物被害の原因分析を行う委員会がまとめた報告書によると特に被害が大きい益城町中心部の木造建築物の調査結果について前震で被害が軽微であった木造住宅が本震で倒壊した例が多数確認された新耐震の木造の倒壊 ( ここでは大破を除く ) が 102 棟確認された 2000 年以降の木造の倒壊が 7 棟確認された ( 同 P39) などとしているここで新耐震とあるのは 1981 年 6 月の建築基準法以後に建築確認したものを旧耐震はそれ以前に 2000 年以降とあるのは 2000 年 6 月の建築基準法改正以降に建築確認したものを指すこの調査エリアで倒壊した木造建築物は 304 棟 ( 旧耐震 214 棟新耐震 83 棟 2000 年以降 7 棟 )( 同 P39) だがそのうち前震で倒壊崩壊したと考えられる木造住宅は 35 棟にすぎない ( 同 P49) 残りの 269 棟は2 度目の震度 7となった本震で倒壊したことになる神戸淡路大震災では旧耐震の建築物に被害が集中したが熊本地震では耐震基準が厳しくなった後の新耐震についても多くの被害が出ている 1981 年の新耐震基準は震度 6 強 ~7の巨大地震でも倒壊や崩壊はしないことを目安としているが一方で基準は一度の地震に耐えることを前提としており報告書にも建築基準法令の構造計算がこれまでの地震被害において余震を含めた複数回の地震動の作用を経験しているという実態を踏まえつつ極めて稀に生ずるものとして規定された一の地震動又は地震力をもちいて構造安全性の確認を行っている ( 同 P27) とある倒壊した建築物の多くが 1 度の震度 7には耐えても2 度目の震度 7には耐えられなかったということになる ( 写真 : 同 P40) 5

6 報告書は倒壊した建物の多くで筋かい端部の接合部仕様が不十分だったと指摘している１回目の揺れで筋かいが外れ２回目の揺れで崩壊したというようなことが起きていたのではないだろうか 2000 年の建築基準法改定では接合部の仕様が厳しくなったがそれでもその後に建築確認が行われた木造で 7 棟が倒壊した報告書はこのうち 3 棟については被害要因が特定できず局所的に大きな地震動が作用した可能性が考えられる同 P49 と指摘している報告書によると鉄骨造建築物についても 1981 年の新耐震以降でも大破や倒壊の被害が出ており溶接部での破断などが確認されている体育館でも被害が出ている同 P51 写真は P56 6

7 鉄筋コンクリート造の建築物は新耐震以降の建物での倒壊はなかったが柱の倒壊主筋の座屈や破断によって大破に至る事例が確認された旧耐震で耐震補強された耐震壁の側柱の顕著なせん断ひび割れコンクリート杭の損傷耐震診断済みで柱頭柱脚部の大きな損傷により過大な残留変形が確認されるなどとしている ( 同 P59~: 写真は P60) 第 2 原子炉の耐震審査では地震の繰り返しの揺れは想定されていない 1. 原子力規制委員長の見解は誤った解釈によるものであること原子力規制委員会の田中俊一委員長は熊本地震が発生して間もない 2016 年 4 月 18 日の臨時記者会見及び 4 月 20 日の定例記者会見において九州電力川内原発 1 2 号炉の安全性について記者が質問したのに対し以下のように述べている ( 繰り返し地震を想定する耐震基準改正を求める滝谷紘一( 元原子力安全委員会事務局技術参与工学博士 ) 雑誌科学より ) 弾性範囲内での構造設計になっているから耐えられるということですよね一般の家屋が何回か繰り返して今回もそうですけれども 2 回目の地震で倒壊したというのは結局もう1 回目で塑性変形弾性領域を超えているということなのですよねですから原子力施設についてはそういう設計はしていませんのでその 620 ガル ( 引用者註 : 川内原発 1 2 号炉の基準地震動の最大加速度 ) というのはそういう意味で弾性範囲内であるということです ( 原子力規制委員会臨時記者会見録平成 28 年 4 月 18 日 ) 重要な機器は弾性範囲に収まるようにという設計を求めていますだから 5 回 10 回 100 回ぐらいくり返しても何も起こらない ( 原子力規制委員会記者会見録平成 28 年 4 月 20 日 ) 7

8 ここで弾性範囲というのは外力をかけて生じた応力によりできたひずみが外力をなくして応力を0にすると元の形状に戻る場合であり応力が弾性領域内であれば何度繰り返しても理論上は元に戻ることになる弾性限界を超える応力により塑性領域に入ると応力を0にしてもひずみが残り元の形には戻らずそれが繰り返されると変形することになる田中俊一氏の発言は重要な機器は基準地震動に対して弾性範囲に収まる設計を求めているという趣旨だが後述のように実用発電用原子炉及びその附属施設の位置構造及び設備の基準に関する規則 ( 以下設置許可規則という ) は塑性ひずみの発生を許容しており明らかに設置許可規則の解釈を誤った発言であるというべきである 2. 設置許可規則は塑性ひずみを許容している設置許可規則第 4 条第 1 項に設計基準対象施設は地震力に十分耐えることができるものでなければならない ( 実用発電用原子炉及びその附属施設の位置構造及び設備の基準に関する規則の解釈 ( 以下規則の解釈 ) 平成 25 年 6 月 19 日原子力規制委員会 P11) とあり同規則の解釈には別記 2の1 項に 1 第 4 条第 1 項に規定する地震力に十分に耐えるとはある地震力に対して施設全体としておおむね弾性範囲の設計がなされていることをいうこの場合上記の弾性範囲の設計とは施設を弾性体とみなして応力解析を行い施設各部の応力を許容限界以下に留めることをいうまたこの場合上記の許容限界とは必ずしも厳密な許容限界ではなく局部的に弾性限界を超える場合を容認しつつも施設全体としておおむね弾性範囲に留まり得ることをいうとある ( 規則の解釈 P122) このように設置許可規則は弾性限界を超え塑性ひずみが生じうる場合を容認している 3. 弾性範囲に収まる設計は基準地震動に対してではない弾性範囲に収まる設計は基準地震動 Ss ではなくて弾性設計用地震動 Sd に 8

9 対して行われる設置許可規則の解釈に 3 第 4 条第 1 項に規定する地震力に十分に耐えることを満たすために耐震重要度分類の各クラスに属する設計基準対象施設の耐震設計に当たっては以下の方針によること一 Sクラス機器配管系については通常運転時運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重と弾性設計用地震動による地震力又は静的地震力を組み合わせた荷重条件に対して応答が全体的におおむね弾性状態に留まること ( 規則の解釈 P123) とある弾性設計用地震動による揺れの大きさについては同解釈の別記 2の4 項に弾性設計用地震動は基準地震動 ( 第 4 条第 3 項のその供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震による地震動をいう以下同じ ) との応答スペクトルの比率の値が目安として0.5を下回らないような値で工学的判断に基づいて設定すること ( 規則の解釈 P125) とあるように基準地震動の半分程度に小さくてもよいものとされている ( 繰り返し地震を想定する耐震基準改正を求める滝谷紘一雑誌科学より ) 4. 地震の繰り返しの揺れは想定外設置許可規則は第 4 条第 3 項に耐震重要施設はその供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震による加速度によって作用する地震力 ( 以下基準地震動による地震力という ) に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない ( 規則の解釈 P11) とあり同解釈では別記 2の6 項に 6 第 4 条第 3 項に規定する安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならないことを満たすために基準地震動に対する設計基準対象施設の設計に当たっては以下の方針によることとした上で以下のように要求している機器配管系については通常運転時運転時の異常変化及び事故時に生じる 9

10 それぞれの荷重と基準地震動による地震力を組み合わせた荷重条件に対してその施設に要求される機能を保持することなお上記による求められる荷重により塑性ひずみが生じる場合であってもその量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有しその施設に要求される機能に影響を及ぼさないこと ( 規則の解釈 P130) このように地震力については基準地震動によるものだけが考慮され強い前震や余震が発生した場合や基準地震動に匹敵するような揺れが時間をおかずに発生した場合についての考慮はない 5. 蒸気発生器伝熱管の耐震評価本件各原子炉の蒸気発生器伝熱管の基準地震動 Ssにおける1 次応力 ( 膜応力 + 曲げ応力 ) の発生値と評価基準値 ( 許容値 ) 及び弾性設計用評価基準値は以下のとおりである蒸気発生器伝熱管の基準地震動 Ss による 1 次応力評価結果 ( 単位 :MPa) 原子炉 Ss による 1 次応力発生値 Ss 用評価基準値弾性設計用評価基準値美浜 3 号炉高浜 1 号炉

11 高浜 2 号炉関電 : 各原子炉の工事計画認可申請書より繰り返し地震を想定する耐震基準改正を求める滝谷紘一雑誌科学よりいずれの場合も基準地震動 Ssによる1 次応力発生値は弾性設計範囲内にあることを要求する弾性設計用地震動に対して設定された評価基準値 ( 許容値 ) を上回っており前述のように基準地震動に対しては塑性ひずみの発生を容認していることから本件各原子炉が基準地震動に匹敵する地震動により塑性変形を引き起こす可能性が否定できない ( 繰り返し地震を想定する耐震基準改正を求める滝谷紘一雑誌科学より ) その場合でも塑性ひずみの量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有しその施設に要求される機能に影響を及ぼさないこと ( 規則の解釈 P130) を確認するのが基準地震動 Ss 用評価基準値 ( 許容値 ) との比較の趣旨であるしかし原子炉がもう一度基準地震動に匹敵する揺れに襲われたらどうなるのか一度目の揺れによる塑性変形により強度が低下し二度目の揺れの際には Ssに対する評価基準値 ( 許容値 ) がより小さい値となっているおそれがあり二度目の揺れによる1 次応力の発生値がそれを上回る可能性が否定できないが審査の中でこのような確認は全く行われていないのである 6. 小括熊本地震が明らかにした問題は 1 回目の揺れにより塑性変形したものが2 回目の揺れでさらに変形し破壊する可能性を提示するものであるが本件各原子炉における耐震審査においては地震の繰り返しの揺れによる繰り返しの荷重の影響は考慮されていない設置許可規則は基準地震動に対して弾性範囲を超えて塑性ひずみが発生する場合を許容しており繰り返しの揺れにより塑性ひずみによる変形が進む可能性 11

12 がある基準地震動に匹敵する1 度目の揺れに耐えたとしても機器配管が変形して強度が低下して評価基準値 ( 許容値 ) が下がりそこに2 度目の揺れが生じ評価基準値 ( 許容値 ) を上回る可能性がある蒸気発生器伝熱管の耐震評価書の値からそのような可能性が現に指摘されるが審査の過程でこうした評価確認は全く行われていないのである第 3 疲労 ( 金属疲労 ) について繰り返しの揺れによる繰り返しの荷重が原子炉の機器や配管に与える影響の一つに疲労によるき裂がある 1. 疲労とは小さい応力でも繰り返しによりき裂が進行し破壊に至る疲労 ( 金属疲労 ) は金属材料が繰り返しの荷重を受けたときに小さな力でもき裂が進展し破壊に至る現象である金属材料が繰り返し荷重を受けると静的な破壊荷重よりはるかに小さい荷重でも破壊することがあるこの現象を金属疲労といい人類が金属を用いて機械や建造物をつくるようになって以来の大きな課題である ( 日本大百科全書ニッポニカ ) 破壊面に独特の貝殻状波紋が見られるのが特徴航空機の構造材などは振動や圧力変化によって長時間繰り返し外力を受けており疲労破壊の危険にさらされている ( 知恵蔵 : 岡田益男東北大学教授 /2007 年 ) 缶ジュースや缶ビールのタブを引っ張り上げまた元に戻したり繰り返して遊んでいるとタブは根元から折れて取れてしまうことがありますまた細い針金なども指先で同じところを曲げたり伸ばしたりを繰り返すとついには折れてしまいますこれが疲労ですタブや針金に力をかけると曲がりますがこれを変形と呼びます変形は大きくても小さくても金属の中になる原子の並び方に影響を与えているのです疲労は金属にある程度以上の変形を繰り返すと起こるということを覚えておいてください ( 金属疲労のおはなし西島敏著: 日本規格 12

13 協会 P13) 2. 疲労破面からわかること破断前に見つけることは困難写真と図はトラックの前車軸 ( フロントアクセル ) が長年の使用により疲労で壊れたときの疲労破面である引用した文献 ( 金属疲労のおはなし P14~18) は以下のように解説している写真を見ると矢印の部分から同心円状に広がる縞模様があります縞が見えるのはほぼ全体の上半分まででどちらかというと平らに見えますが下半分は粗くざらざらした感じですこの例では疲労は始め矢印のところに起こりそこに小さな割れができその割れが次第に大きく広がっていったことを示しています同心円状に見える縞の中で少し濃い色の線の部分はその部分が壊れるときに力のかかり方が弱く割れがあまり進まなかったところです写真の下半分は車軸の半分くらいまで割れが進んだとき残り断面が小さくなったためそれ以上支えきれなくなり一気に折れてしまったことを表しています上半分の疲労破面にあった同心円状の線は疲労破面の最もわかりやすい特徴の一つですこれは貝殻模様とかビーチマークと呼びます貝殻模様の縞の 13

14 間隔はあまり一定しないのが普通ですしかし割れの起点の付近では間隔が細かくなっていて起点に近づくとはっきり見えなくなってしまいます実は下半分の一気に折れた急速破面からさかのぼって縞模様を逆にたどり行きついたところを起点としたのです縞に直角な線を考えてみると図に示すように割れの進んだ方向が判定できます疲労は変形の繰り返しによって起こると説明しましたがトラックの車軸は目に見えるほど大きく変形することはありませんしかし実際の機械や構造物では全体の変形は非常に小さくてもいろいろな理由で顕微鏡で見るほどの微小な部分に変形が集中して起こることがありそのような部分に疲労による割れができやすいのですこの車軸でもおそらくそうだったのだろうと思います設計では疲労を起こしにくいように変形を小さく抑えていても実際には走行中に石が当たったり錆びたりして材料が傷むことがありますそういった傷からは特に割れができやすいのですが錆びの下側に小さな割れができてもそれはほとんどみつけられないでしょうですから普通は使用開始からかなりの年月が経ったのち何の前触れもなく突然に破壊したような印象をうけるのですしかし実はその間に疲労は静かに進んでいたのです 3. 振動による疲労振動による疲労について引用した文献 ( 金属疲労のおはなし西島敏: 日本規格協会 P14~18) は以下のように解説している力がかかっていないように見えるのに疲労を問題にするものでは振動があります先日もバイクのバックミラーが折れちゃってと遅刻した理由を言ってきた学生がいました後で見てみると自分で取り付けたらしいバックミラーの長いアームの付け根が折れていましたいつも振動していなかった? と聞いてみるとやはりそうでしたスタートして加速するときたぶんエンジンの振動とちょうど共鳴するような形で振動したようですこのような振動を共振と呼びます共 14

15 振はいろいろな機械や装置で起こることがありますがたいていは作ってみてからでないと発見できない困った問題です振動が原因で疲労を起こす可能性があるものとしては振動する機械やそれに取り付けた部品や配線などがありますその他圧縮空気や液体が流れる配管や弁などの取付部も要注意です振動による材料による変形が疲労を起こす大きさかどうかをチェックするには振動の振れ幅を測定してどのくらいの疲労を起こすかを計算する必要がありますこれも開発段階でチェックするのが難しい問題で経験がものをいう分野とされています 4. 弾性と塑性弾性限界を超えて塑性領域にはいると変形が残る弾性と塑性について引用した文献 ( 金属疲労のおはなし西島敏著: 日本規格協会 P38~41) は以下のように解説している応力とひずみの値が小さい範囲では両者の関係は直線ですからある点 Aから応力を0に戻すとひずみも0に戻ります応力を0にすると消えてしまうひずみを弾性ひずみと呼びますしかし値が大きい範囲では応力とひずみの関係は直線から外れてきますそして点 Aから応力を0にしてもひずみは0に戻りません応力を0に戻しても残っているひずみを塑性ひずみと呼びます塑性ひずみが起こるような大きな応力を繰り返すと金属は非常に早く疲労しますタグや針金のように塑性ひずみの割合が大きな範囲の疲労を低サイクル疲労と呼びます低サイクルというのは破壊までの繰り返しサイクルが少ないという意味で数十 ~ 数万サイクルまでの範囲をいいますこれに対しばねなどの塑性ひずみが入らない範囲の疲労を高サイクル疲労と呼ぶことがありますこれは繰り返し回数にして数万 ~ 数千万サイクルの範囲です低サイクル疲労は塑性ひずみによる疲労高サイクル疲労は弾性ひずみによる疲労と考えるとわかりやすいでしょう 15

16 5. 温度変化の繰り返しによる疲労温度変化の繰り返しによる疲労について引用した文献 ( 金属疲労のおはなし P43~47) は以下のように解説している温度変化による疲労が深刻な問題となるのはある程度厚い板または太い軸などで表面と内部の温度差ができるときです温度差ができるとそこには応力が発生するのですがそれを熱応力と呼びます熱応力によって塑性変形がおこるかもしれない応力やひずみが大きい範囲ではひずみには弾性ひずみと塑性ひずみが入っていて応力をゼロに戻すと弾性ひずみは消えるのですが塑性ひずみはそのまま残ります 1974 年にアメリカで発電用上記タービンの軸が熱応力の繰り返しによって疲労破壊し大事故となった例運転中に突然割れて遠心力によって周りの装置や施設などを吹き飛ばしたものです壊れたのは軸の内外温度差による熱応力の繰り返しが原因でした熱応力の繰り返しによる疲労を熱疲労と呼びます熱疲労は低サイクル疲労となることが多く危険なのですタービンの運転と停止による温度サイクルによって軸の表面は圧縮と引っ張りの熱応力サイクルを受けるわけですが中心穴の表面はそれとちょうど逆の引っ張りと圧縮のサイクルを受けるのですそのようにして軸は中心穴から縦割れを起こしたのだと考えられます 6. 疲労の事例 18 世紀にイギリスで産業革命がおこり次第にヨーロッパ各国で鉄道が引かれ大規模な機械工業が盛んになってくると鉄鋼材料が突然破壊することによるいろいろな事故が深刻な社会問題となって現れ始めたのです ( 金属疲労のおはなし P19) 引用した文献では先に挙げた発電用タービンの他に鉄道の車軸自動車のばね航空機などを例に挙げている日本溶接協会原子力研究委員会で講演した小林英男氏 ( 東京工業大学名誉教授 ) 16

17 は最近の日本における金属疲労事故 ( 原子力関係は後述 ) として 1985 年の御巣鷹山の日航ジャンボ機の墜落 ( 後部圧力隔壁の疲労 ) 1999 年のH-Ⅱ 型ロケット 8 号機の打ち上げ失敗 ( ポンプ羽根の流体振動疲労 ) 2002 年の大型トレーラーの車輪脱輪 ( 車軸ハブの疲労 ) 2007 年のジェットコースターの脱輪 ( 軸ねじ部の疲労 ) を挙げている ( 金属疲労の歴史と今小林英男( 東京工業大学名誉教授 )P19) このように疲労による事故は人命が失われるような重大事故にもつながるおのであるがロケットや航空機のような最新の科学技術が用いられる分野においても度々発生しているのである 7. 小括以上のとおり金属材料が繰り返し荷重を受けると静的な破壊荷重よりはるかに小さい荷重でも破壊することがあるこの現象を金属疲労といい特徴としては次のような点を指摘できる疲労は微細な現象であり破壊前に見つけることは困難である荷重が弾性領域を超えて塑性領域に入ると変形 ( 塑性ひずみ ) が残り繰り返し回数が比較的少なくても破壊に至る疲労は機械的な振動だけでなく温度変化の繰り返しによっても引き起こされる流体が流れる配管や弁についても疲労が生じる第 4 原子炉の耐震審査における疲労累積係数を用いた疲労評価 1. 原子力施設でも疲労による事故が多発している日本溶接協会原子力研究委員会で講演した日立製作所の研究員は国内の原子力発電プラントの疲労事例として原子力安全推進協会のデータベースを対象に調査したところ 1966 年 ~2014 年の疲労損傷事例の件数は沸騰水型原子炉 (BWR) 108 件加圧水型原子炉 (PWR)103 件ガス冷却炉 (GCR)15 件であった機械振動モードが多く機器別では配管ポンプ弁 / 弁棒熱交換器 / 冷却器 17

18 で 75% を占める発生部位は溶接部に多いなどと報告した ( 原子力に関する疲労と原子力発電プラントの維持基準の概要岩松史則 / 西川嗣彬 ( 日立製作所日立研究所 )) 同じく日本溶接協会原子力研究委員会で講演した小林英男氏 ( 東京工業大学名誉教授 ) は原子力分野における金属疲労事故として以下を挙げている ( 金属疲労の歴史と今小林英男 ( 東京工業大学名誉教授 )P22) 原子力発電所の疲労破壊 ( き裂 ) の歴史的事例 ( 金属疲労の歴史と今 ) 年発電所機器材料事象原因 1988 玄海 1 号機余熱除去系配管 304 溶接部一次冷却水漏えい熱成層 1989 福島第二 3 号機再循環ポンプ軸受リング 316NG 溶接部リング脱落溶込み不足共振 1991 美浜 2 号機蒸気発生器伝熱管インコネル伝熱管破断流体振動フレッティング疲労 1995 高速増殖原型炉もんじゅ二次冷却系配管温度計さや 304 ナトリウム漏洩流体振動 1999 敦賀 2 号機再生熱交換器連絡配管エルボ 304 一次冷却水漏洩温度揺らぎ 2003 泊 2 号機再生熱交換器胴側出口配管 304 一次冷却水漏洩温度揺らぎ 2006 浜岡 5 号機低圧蒸気タービンクロム鋼羽根のき裂流体振動 2007 玄海 2 号機余剰抽出水系統取出配管エルボ 304 UT でき裂検出熱成層 UT: 超音波探傷試験 18

19 2. 耐震設計に係る工認審査ガイドの要求発電用軽水型原子炉施設の工事計画認可に係る耐震設計に係る審査で用いられる耐震設計に係る工認審査ガイドによると機器配管系の構造強度に関する耐震設計について以下のように要求している機器配管系の構造強度に関する耐震設計については基準地震動 Ssによる地震力と施設の運転状態ごとに生じる荷重を適切に組み合わせ施設に作用する応力等を算出しそれらが許容限界を超えていないことなお上記により求まる荷重により塑性ひずみが生じる場合であってもその量が微小なレベルに留まって破断延性限界に対し十分の余裕を有しその施設に要求される機能に影響を及ぼさないこと ( 耐震設計に係る工認審査ガイド平成 25 年 6 月原子力規制委員会 ) 3. 実用発電用原子炉の運転期間延長の審査基準の要求運転期間延長認可の審査で用いられる実用発電用原子炉の運転の期間の延長の審査基準によると耐震安全性評価においては経年劣化事象を考慮した機器構造物について地震時に発生する応力及び疲れ累積係数を評価した結果耐震設計上の許容限界を下回ることが要求事項とされている ( 実用発電用原子炉の運転の期間の延長の審査基準平成 25 年 11 月平成 28 年 4 月改正原子力規制委員会 ) 4. 審査で用いられている評価方法疲労は累積するので足し算原子炉の工事計画認可や運転期間延長認可における耐震設計に係る審査において安全上重要な機器配管系の疲労の評価については疲労累積係数 ( 疲れ累積係数ともいう ) による評価が行われる疲労累積係数は原子力発電所耐震設計技術指針 (JEAG4601) に従うと地震力による影響については許容繰り返し回数を分母等価繰り返し回数 ( 地震による最大の繰り返し回数を機器配管と共振する揺れによる応力から保守的に見積もった回数 ) を分子においた分数から疲労累積係数を算 19

20 出しこれに通常運転時 ( 運転状態 Ⅰ: 起動や停止など ) 及び運転時の異常変化 ( 運転状態 Ⅱ タービントリップなど ) の温度や圧力変化による熱疲労による疲労累積係数を足し合わせて算出する疲労の影響は累積するので足し算となる疲労累積係数の許容値は1であり 1を超えるか否かで合否が決まる 5. 疲労の発生進展を前提にするしかない前述のようにまた過去の事故事例からも明らかなように疲労の発生進展を破断前に発見することは困難でありまた原子炉の通常運転による温度圧力変化による応力や地震力による応力が塑性ひずみをもたらす可能性があることからどこかで疲労によるき裂が発生し発見されないままに進展を続けていることを前提にせざるを得ないその上でそうしたき裂が原子炉の供用中に破断に至る可能性については計算上で見積もるしかないというのが現状である審査の過程で評価されている疲労累積係数はそのようなものでしかない 6. 東電による中越沖地震の疲労評価余震が本震の3 割弱に及ぶ東京電力は本震 ( マグニチュード 6.8) が 2007 年 7 月 16 日 10 時 13 分に発生した新潟県中越沖地震で被災した柏崎刈羽原発について後に疲労累積係数の算出の基となる等価繰り返し回数を算出しておりその際余震の影響について検討している 6 号機の主蒸気系配管についてより現実的な手法を用いて算出した結果本震による等価繰り返し回数が 16 回であったのに対し本震の約 5 時間後の 7 月 16 日 15 時 37 分に発生した余震 ( マグニチュード 5.8) による等価繰り返し回数が4 回であったと評価している回数そのものは許容回数に比べれば非常に小さい値であるが本震に比べて規模が小さい余震の影響が疲労の評価では本震の3 割弱に及ぶとの結果は注目に値する ( 耐震設計の保守性について( 等価繰り返し回数の算定 ) 平成 21 年 1 月 28 日東京電力 P6,7,11) 20

21 7. 小括原子炉施設においても疲労による事故が多発している疲労の発生進展を破断前に発見することは困難であり発見されない疲労によるき裂が進展を続けていることを前提にせざるを得ない原子炉の工事計画認可や運転期間延長認可における耐震設計に係る審査において安全上重要な機器配管系の疲労の評価については疲労累積係数 ( 疲れ累積係数ともいう ) による評価が行われる東電が中越沖地震における柏崎刈羽原発の配管の疲労評価を実施したところ余震による影響が本震の3 割に及ぶ結果が出た第 5 美浜原発 3 号炉の評価結果 1. 主給水系配管の疲労割れを想定した耐震評価 ( 運転期間延長審査 ) 関西電力は美浜 3 号炉の 40 年超えの運転期間延長審査に際し主給水系配管の疲労割れ ( 疲労破壊 ) を想定した耐震評価において下記の数値を出しているなお表中の数値については許容値は 1 でありそれを超える場合には審査不適合となることを意味する重要な評価数値である主給水系配管の疲労割れを想定した耐震評価通常運転時 Ss 地震時合計疲労累積係数関電 : 平成 28 年 8 月 26 日美浜 3 号炉耐震安全性評価書 ( 美浜発電所運転期間延長認可申請書の一部補正についてより ) この表から基準地震動による 1 回の揺れで疲労累積係数は 0.93 を超え残り 7% 程度しか余裕がないことを示している続けて強い余震に襲われた場合にはそれだけで許容値の 1 を超えてしまうことは明らかである ( 美浜発電所運転 21

22 期間延長認可申請書の一部補正について ) 2. 原子炉格納容器の伸縮式配管貫通部の疲労割れを想定した耐震評価原子炉格納容器の伸縮式配管貫通部は放射性物質を原子炉格納容器内に閉じ込めるためのバウンダリ ( 障壁 ) を形成するものでありこれが破損すると大気中への放射性物質の拡散を防ぐことができなくなるという重要な部位であるこれの疲労割れを想定した耐震評価について 40 年超えの運転期間延長審査による耐震安全性評価書にある評価結果 ( 美浜発電所運転期間延長認可申請書の一部補正について繰り返し地震を想定する耐震基準改正を求める滝谷紘一雑誌科学より ) と 10 年以上前に行われた 30 年超えの高経年化技術評価書にある評価結果は以下のとおりである伸縮式配管貫通部の疲労割れに対する評価結果 ( 運転期間延長審査 (40 年目 )) 系統評価部位耐震重要度疲労累積係数 ( 許容値 1 以下 ) 通常運転時地震時合計主蒸気系伸縮継手 S Ss 関電 : 平成 28 年 8 月 26 日美浜 3 号炉耐震安全性評価書 ( 美浜発電所運転期間延長認可申請書の一部補正についてより ) 伸縮式配管貫通部の疲労割れに対する評価結果 ( 高経年化技術評価 (30 年目 )) 系統評価部位地震力疲れ累積係数 ( 許容値 1 以下 ) 通常運転時地震時合計主蒸気系統伸縮継手 A クラス S 関電 : 平成 18 年 1 月美浜 3 号炉高経年化技術評価書 22

23 40 年目の評価については基準地震動に匹敵する地震がもう一度発生すると許容値を超えてしまう 30 年目の評価については余震により基準地震動の半分程度の影響があれば許容値を超えることになると評価することができる不可解なのは 30 年目の値が 40 年目の値よりも大きいことである両者の違いは基準地震動にあるが 30 年目のS2( 旧指針で基準地震動に相当する地震動 ) の最大加速度が 405 ガルに対し 40 年目の基準地震動 Ssは 993 ガルである 40 年目の方が地震動が圧倒的に大きいにもかかわらず疲労累積係数は 40 年目のほうが小さくなっている地震動が大きくなれば疲労累積係数の値も大きくなると考えるのが自然であるが逆転している常識的に考えて不自然不合理な逆転現象であり釈明が求められる 3. 保守管理に関する方針書関西電力は美浜原発 3 号炉の運転期間延長審査において保守管理に関する方針書 ( 美浜発電所 3 号炉保守管理に関する方針書平成 27 年 11 月関西電力 ) を提出しその中で実施時期を長期 (20 年間 ) としたうえで疲労評価における実績過渡回数の確認を継続的に実施し運転開始後 60 年時点の推定過渡回数を上回らないことを確認するとの方針を記載している原子炉の停止はすぐにできても冷却には時間がかかる基準地震動に続けて間をおかずに繰り返し強い揺れが発生した場合には実績過渡回数の確認をする間もなく機器の破損や配管の破断に至り原子炉の冷却機能が失われ重大事故に至るおそれも出てくる地震が発生した後に実績過渡回数を確認するのでは遅すぎる疲労評価は繰り返しの揺れの影響をあらかじめ見込んだ評価を実施しなければならないのである 23

24 第 6 高浜原発 1 2 号炉の評価結果 1.1 次冷却設備配管の疲労累積係数 ( 工事計画認可 ) 関西電力は高浜原発 1 2 号炉の工事計画認可の審査に際し 1 次冷却設備配管の耐震評価における疲労累積係数について下記の数値を出している ( 工事計画認可申請書の一部補正について ( 高浜 1 号炉 ) 工事計画認可申請書の一部補正について ( 高浜 2 号炉 ) 繰り返し地震を想定する耐震基準改正を求める滝谷紘一雑誌科学より ) 1 次冷却設備配管の基準地震動 Ss による評価結果 (1 号炉 ) 評価対象設備評価部位応力分類機器等の区分節点番号発生値評価基準値 1 次冷却設備配管配管疲労評価クラス 1 配管関電 : 平成 28 年 5 月 27 日工事計画認可申請書の一部補正について 1 次冷却設備配管の基準地震動 Ss による評価結果 (2 号炉 ) 評価対象設備評価部位応力分類機器等の区分節点番号発生値評価基準値 1 次冷却設備配管配管疲労評価クラス 1 配管関電 : 平成 28 年 5 月 27 日工事計画認可申請書の一部補正について ( 高浜 2 号炉 ) 基準地震動による 1 回の揺れで疲労累積係数は 0.714(1 号炉 : 工事計画認可申請書の一部補正について ( 高浜 1 号炉 ) ) ( 2 号炉 : 工事計画 24

25 認可申請書の一部補正について ( 高浜 2 号炉 ) ) と高い値となっている強い余震に続けて襲われると許容値の1を超えてしまう可能性がある 1 次冷却設備配管は原子炉冷却材圧力バウンダリ ( 障壁 ) を形成する配管であり地震時にこれが破損するようなことになれば原子炉の冷却機能が損なわれる恐れの高い設備といえるのである 2. 格納容器配管貫通部の疲労割れを想定した耐震評価 (2 号炉 ) 原子炉格納容器の伸縮式配管貫通部は放射性物質を原子炉格納容器内に閉じ込めるためのバウンダリ ( 障壁 ) を形成するものでありこれが破損すると大気中への放射性物質の拡散を防ぐことができなくなるこれの疲労割れを想定した耐震評価について高浜原発 2 号炉を例に 40 年超えの運転期間延長審査による耐震安全性評価書にある評価結果 ( 高浜 2 号炉耐震安全性評価書繰り返し地震を想定する耐震基準改正を求める滝谷紘一雑誌科学より ) と平成 27 年 1 月 7 日の高経年化技術評価等に関する事業者ヒアリングに関西電力が提出した資料 ( 高浜 2 号炉事業者ヒアリング提出資料 ) にある評価結果は以下のとおりである伸縮式配管貫通部の疲労割れに対する評価結果 ( 運転期間延長審査 (40 年目 )) 系統評価部位耐震重要度疲労累積係数 ( 許容値 1 以下 ) 通常運転時地震時合計主蒸気系伸縮継手 S Ss 関電 : 平成 28 年 4 月 27 日高浜 2 号炉耐震安全性評価書伸縮式配管貫通部の疲労割れに対する評価結果 ( 事業者ヒアリング ) 格納容器貫通部通常運転時 Ss 地震時合計 25

主蒸気ライン貫通部 0.011 0.782 0.793 関電 : 平成 27 年 1 月 7 日高浜 2 号炉事業者ヒアリング提出資料平成 27 年 1 月 7 日に関西電力が事業者ヒアリング ( 原子力規制庁による電力事業者に対するヒアリング ) の場に提出した資料 ( 高浜 2 号炉事業者ヒアリング提出資料 ) によると Ss 地震時の疲労累積係数は0.

26 主蒸気ライン貫通部関電 : 平成 27 年 1 月 7 日高浜 2 号炉事業者ヒアリング提出資料平成 27 年 1 月 7 日に関西電力が事業者ヒアリング ( 原子力規制庁による電力事業者に対するヒアリング ) の場に提出した資料 ( 高浜 2 号炉事業者ヒアリング提出資料 ) によると Ss 地震時の疲労累積係数は0.8 に近い値であり余震により基準地震動の3 割程度の影響があれば許容値を超えることになる不可解なのはその値が翌年 4 月の運転期間延長審査で最終的に提出した耐震安全性評価書では値が非常に小さくなっていることである事業者ヒアリング提出資料 ( 高浜 2 号炉事業者ヒアリング提出資料 ) には主蒸気系統伸縮継手の疲労割れ評価に用いた等価繰り返し回数という表題の添付資料があるがその中に以下の記載がある ( 白抜きは商業機密により非公開とされた部分 ) ここから旧指針で採用されていた基準地震動 S2による評価の方が Ssよりも変位が大きいので S2の変位を採用し等価繰り返し回数についてもS2 時のものを使ったと読み取れる高浜原発 2 号炉は S2( 旧指針で基準地震動に相当する地震動 ) の最大加速度が 360 ガルしかないこれに対し基準地震動 Ssは 700 ガルでSs 方が圧倒的に大きいがそれにもかかわらず疲労累積係数は逆転しているということであろうか常識的に考えて不自然不合理な逆転現象であり釈明が求められるまたその場合に最終的により保守的なS2による評価結果を採用しなかったことについ 26

27 ても釈明が求められる 3. 保守管理に関する方針書関西電力は高浜原発 1 2 号炉の運転期間延長審査において保守管理に関する方針書 ( 高浜発電所 1 号炉保守管理に関する方針書平成 27 年 4 月関西電力高浜発電所 2 号炉保守管理に関する方針書平成 27 年 4 月関西電力 ) を提出しその中で実施時期を長期 (20 年間 ) としたうえで疲労評価における実績過渡回数の確認を継続的に実施し運転開始後 60 年時点の推定過渡回数を上回らないことを確認するとの方針を記載している原子炉の停止はすぐにできても冷却には時間がかかる基準地震動に続けて間をおかずに繰り返し強い揺れが発生した場合には実績過渡回数の確認をする間もなく機器の破損や配管の破断に至り原子炉の冷却機能が失われ重大事故に至るおそれも出てくる地震が発生した後に実績過渡回数を確認するのでは遅すぎる疲労評価は繰り返しの揺れの影響をあらかじめ見込んだ評価を実施しなければならないのである第 7 繰り返しの揺れ問題で原子力規制庁規制委員会の見解と反論 1. 意見募集に対する原子力規制庁規制委員会の回答美浜原発 3 号炉の原子炉設置変更許可申請書に関する審査書案については 1か月間のパブリックコメント ( 意見公募 ) が実施されこれに対する原子力規制庁規制委員会の考え方を示す文書が出された ( 関西電力株式会社美浜発電所の発電用原子炉設置変更許可申請書 (3 号発電用原子炉施設の変更 ) に関する審査書 ( 案 ) に対する御意見への考え方平成 28 年 10 月原子力規制庁 ) この中で地震の繰り返し荷重について以下の意見が寄せられた熊本地震のように複数回の強い揺れの影響について考慮されていない 27

28 熊本地震では震度 7の地震が2 回も起こりましたこのような複数の地震に対する安全性評価はされていません比較的小さな揺れであっても繰り返し力を受ける疲労でひび割れがすすみます特に老朽化した原子炉ではそれが懸念されます熊本地震では最大震度が7の地震が間をおかずに2 度発生したその後も一か月の間に最大震度が6 強の地震が2 回 6 弱の地震が3 回も発生している原発の耐震審査では基準地震動による1 回の揺れに耐える設計であればよいことになっている美浜 3 号炉の耐震安全性評価には熊本地震の教訓が反映されていない熊本地震は新たな地震の態様を提起したがそれは未検討でありそれを考慮にいれた審査をやり直すべきである熊本地震では震度 7が間をおかずに2 度起こり震度 4 以上が 100 回を超えるという初めての事態が起こった今年 4 月の熊本地震では Mj6.5 の前震に引き続きMj7.3 の本震が発生したこの地震においては新耐震基準に基づき建設された建物も大きな被害を受け特に2 度目のMj7.3 の本震により被害を生じた建物が多いと言われているそしてその要因として初めのMj6.5 の前震により建物に損傷 ( 残留変形 ) が生じたため本来の耐震性能が発揮できず2 度目の本震で倒壊した可能性も指摘されている原子力発電所において Ss 並みの地震が続けておきることはさすがに考えにくいが仮に熊本地震における KiK-net 益城における水平 2 方向加速度ベクトル和による前震 / 本震比 925(gal)/ 1313(gal) =0.7 を参考に Ssの 0.7 倍の前震による地震動 ( これは Ssの 0.5 倍であるSdの 1.4 倍にあたるためまさかすべての部材が弾性域に収まるとは想像できない ) ののち Ss 並みの地震動を生じる本震が発生した場合前震により弾性域を超過し残留変形を生じた部材が ( 健全な状態であれば問題が生じなかったであろう ) 本震により大きく損傷し放射性物質を漏えいさせるようなことはないのか重要設備ごとにその安全性をご説明願いたい 28

29 設置許可設置許可規則解釈 ( 別記 2) 第 4 条では弾性限界を超える場合を想定しつつも施設全体としてはおおむね弾性限界に留まり得ることを要求しているそれゆえもう一度大きな揺れに襲われたときに塑性ひずみがどうなるかを評価する必要があるがこのような検討はなされた形跡が見当たらない基準地震動に達するかそれを超える地震が繰り返し同一原発を襲うケースが何ら評価されていない基準地震動ないしこれを超える地震に襲われればクリフエッジに近い揺れを経験することになるが一回は安全裕度の空白により破壊を免れたとしても繰り返し揺さぶられても圧力バウンダリを維持し炉心損傷を防ぐことができるとの評価がされていないこうした意見に対し原子力規制庁規制委員会は一括して以下の考え方を記している耐震重要施設の耐震設計にあたっては繰り返しの荷重にも耐えられるよう弾性設計用地震動及び静的地震力に対して施設全体としておおむね弾性範囲に収まる方針であることを確認しています原子力発電所で起こり得る最大規模の地震動である基準地震動に対しては施設の一部の変形が塑性領域に達する可能性もありますが塑性変形の程度を小さなレベルに留める方針であることを確認していますまた原子炉保護設備のひとつとして地震感知器を設け弾性設計用地震動の加速度レベルを十分下回る計測値で原子炉を自動停止させることを確認していますさらに地震により運転が停止した場合には事業者は地震による施設への影響を確認するために点検を行い施設の異常の有無や健全性を確認し補修を行う等必要な措置が講じられることを確認しています例えば地震加速度が大きいことによる原子炉の自動停止等をこれまで経験した原子力発電所では地震観測記録の分析や建屋の地震時の健全性評価を基に施設が基準地震動弾性設計用地震動の地震力を超える影響を受けた 29

30 かどうか評価した上で詳細な点検補修等の特別な保全計画を策定し運用しています 2. 原子力規制庁規制委員会の回答に対する反論上記の原子力規制庁規制委員会の回答は地震の繰り返しの揺れによる繰り返しの荷重の想定の必要性については否定していない回答はまず繰り返しの荷重に耐えられるよう弾性設計用地震動及び静的地震力に対しておおむね弾性範囲に収まる方針であると述べているしかし寄せられた意見は明らかに基準地震動の 0.5を下回らないような値 1 で設定された弾性設計用地震動を超えるような地震が複数回発生した場合についてのものでありこれに対する回答には全くなっていない基準地震動に対して上記回答は塑性変形の程度を小さなレベルに留める方針であることを確認していますとしているしかし問題は繰り返しの揺れによる繰り返しの荷重を前提とした場合にそれでも塑性変形の程度が十分に小さいことが定量的に審査で検討されていないことであるがそれに対する回答には全くなっていないまた回答は感知器による自動停止とその後の評価点検補修などについて述べているが東電福島第一原発事故でも明らかなように地震により原発の自動停止に成功してもその後の冷却には時間がかかるのであり冷却に失敗すれば取り返しのつかない事故に至るその間に強い余震に襲われ繰り返しの荷重により安全上重要な機器が損傷し冷却機能が損なわれたり放射能を閉じ込める機能が損なわれるようなことはあってはならないしそうなってから評価をしたところで遅いのであるそのためにもあらかじめ繰り返しの揺れを前提にした耐震安全評価が必要なのであるこのように極めて重要な内容が工事計画認可処分や 1 設置許可規則の解釈の別記 2 の 4 項弾性設計用地震動は基準地震動との応答スペクトルの比率の値が目安として 0.5 を下回らないような値で工学的判断に基づいて設定すること 30

31 運転期間延長認可処分の審査対象とはされていないのである 3. 小括原子力規制庁規制委員会の回答は地震の繰り返しの揺れによる繰り返しの荷重の想定の必要性については否定していない繰り返しの揺れによる繰り返しの荷重を前提とした場合にそれでも塑性変形の程度が十分に小さいことが定量的に審査で検討されていないことについての回答はないまた回答は感知器による自動停止とその後の評価点検補修を強調するが地震の際停止に成功してもその後の冷却には時間がかかり冷却に失敗すれば取り返しのつかない事故に至る従って繰り返しの揺れを前提にした耐震安全評価が必要なのである第 8 結論本件各原子炉における耐震審査においては地震の繰り返しの揺れによる繰り返しの荷重の影響は考慮されていない設置許可規則は基準地震動に対して弾性範囲を超えて塑性ひずみが発生する場合を許容しており繰り返しの揺れにより塑性ひずみによる変形が進む可能性がある基準地震動に匹敵する1 度目の揺れに耐えたとしても機器配管が変形して強度が低下して評価基準値 ( 許容値 ) が下がりそこに2 度目の揺れが生じ評価基準値 ( 許容値 ) を上回る可能性がある蒸気発生器伝熱管の耐震評価書の値からそのような可能性が現に指摘されるが審査の過程でこうした評価確認は全く行われていない繰り返しの揺れによる荷重が原子炉の機器配管の耐震安全性に影響を与える現象に疲労 ( 金属疲労 ) がある美浜原発 3 号炉についても高浜原発 1 2 号炉についても安全上重要な機器配管の疲労累積係数による評価結果から繰り返しの揺れについて考慮すると確実に許容値を超えてしまうことが示される繰り返しの揺れによる繰り返しの荷重についての考慮を要求しない新規制基準に 31

32 ついて原子力規制委員会の調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点があると言わざるを得ず原子力規制委員会の判断はこれに依拠してされたと認められ当該判断に基づく工事計画認可及び運転期間延長認可処分は違法であるまた実際の審査においてはされていないが繰り返しの荷重を考慮した場合に本件各原子炉は疲労評価の許容値を満たさないことは明らかであり原子力規制委員会の調査審議及び判断の過程には単なる過誤欠落にとどまらず安全上看過し難い過誤欠落があるというべきであり当該判断に基づく工事計画変更認可処分及び運転期間延長認可処分は違法というべきである以上 32

準備書面（美浜）（２）（繰り返しの揺れ）説明要旨

準備書面（美浜）（２）（繰り返しの揺れ）説明要旨事件番号平成 28 年 ( 行ウ ) 第 161 号美浜原子力発電所 3 号機運転期間延長認可処分等取消請求事件原告松下照幸外 2 名被告国準備書面 (2) の説明要旨 ( 地震の繰り返しの揺れに対する原子炉の耐震安全性 ) ( 高浜原発 1,2 号機事件の準備書面 (8)) 2017( 平成 29) 年 3 月 30 日名古屋地方裁判所民事 9 部 A2 係御中原告ら訴訟代理人弁護士北村栄ほか