もうこりた魅せるMMIから響き合うMMIへ - Symbio News …symbio-newsreport.jpn.org/files/upload/report/...MMIにひっかけMan Man Interaction と名付けた。 •

関東シンビオ・黄檗会共同開催講演会

「もうこりた」、

魅せるMMIから響き合うMMIへ

2013年11月27日

於京都大学東京オフィス

（独）原子力安全基盤機構（JNES）技術参与牧野眞臣

牧野眞臣 2

略歴昭和４６年京都大学大学院修士課程（電気工学）修了同年日本原子力事業株式会社入社 BWR制御システム、動特性解析に従事／制御性能改善・信頼性向上昭和５３年 GE社San Jose AETチーム、ABWR概念設計、動特性解析に従事滞米中TMI事故／米国内情報収集と日本への連絡で昼夜忙殺帰国後 TMI対応HSI改良（起動１年前の２F1で計算機システム追設に忙殺）, ３重化原子炉制御システムの開発・設計・導入, 改良型中央制御盤（PODIA）の開発・設計・導入, ABWR総合ディジタルシステム開発・設計・導入に従事平成４年東芝原子力電気計装技術部主幹、柏崎刈羽6号機電気計装制御システム技術取纏め平成６年府中工場発電計算機システム部主幹、K-6総合ディジタルシステム設計・製造設計の技術支援に従事平成８年原子力電気計装技術部主幹、K-6現地試験技術支援、営業運転開始平成９年日本原子力学会技術賞・特賞受賞（ABWR型中央制御盤の開発と完成）平成１１年本社輸出管理部次長、現地法人含む全社の輸出管理に従事平成１３年（財）原子力発電技術機構ヒューマンファクターセンター所長就任平成１５年（独）原子力安全基盤機構設立に伴い異動、ソフト面の安全規制調査研究を主導、技術基準改訂（デジタル安全保護系、誤操作防止）、ガイドライン策定（直接原因分析、根本原因分析、安全文化）に従事平成２２年原子力安全功労者表彰受賞平成２２年（独）原子力安全基盤機構技術参与就任,現在に至る。

2013/12/9関東シンビオ・黄檗会共同開催講演会平成25年12月14日

牧野眞臣 3

１９７１１９９９

東芝で計測制御に携わった期間

動特性解析計測制御信頼性・性能改善（トラブル対応、3重化システム）

TMI対応MMI開発（２F-１、PODIA）総合デジタルシステム開発（ABWR、APODIA）

ABWR；概念設計（GE社）⇒MMI開発（研究所）⇒システム設計（技術部）

⇒製造設計・試験（工場）⇒現地試験（サイト）審査支援（JNES)

作る人から規制する人へ

出典実務テキストシリーズＮｏ．１(改訂第3版） “軽水炉発電所のあらまし”（財団法人原子力安全研究協会実務テキスト編集委員会）頁４１８に基づき作成


江戸中期繁栄の黄檗宗、衰退の臨済宗

中興の祖、白隠慧鶴禅師の「槐安国語」（寛延二年１７４９）

大燈国師（京都大徳寺開山）の語録に短評

重九上堂（嘉暦二年１３２７）１）

【一句新たに、一句新たなり】旧を捨てて新を好むこと莫れ／新旧の沙汰はない。

【汾陽の一句、又重ねて新たなり】旧は是新の終／新と言っても終に旧となる。無

常迅速。時の移ること速やかなり。

【靖節相逢うて相識らず】若きを愛し、老を嫌うこと莫れ／この香りに老少は無い。

老いを捨て、若きを愛するなかれ。

【重陽九日、菊花新たなり】若きは是れ老の始／少いといってもそれは老いの始り。

老いも少いもない。

● 軽水炉技術導入期、国産化、改良標準化、高度化を経験した我々定年老働者

が、その知識と知見を若い人へ伝承すること。

● 若い人はこれをしっかりと学び吸収すること。

● 寺子屋観音堂を開き技術伝承実施中。本日はその一端をお話したい。

一句新たに、一句新たなり

2013/12/9関東シンビオ・黄檗会共同開催講演会平成25年12月14日牧野眞臣 4

寺子屋「観音堂」での教え目的：ヒューマンファクターと計装制御に関するこれまでの経験から得られた知識・知見を技術伝承するMMI（Man Man Interactive）な饗育頻度：週1回 2時間程度内容：（１）安全規制安全規制体系（安全規制の流れ、段階規制、電気事業法との関係）旧安全設計審査指針と規制委員会設置許可規則その他の指針（重要度分類、耐震、技術的能力等）旧技術基準と規制委員会技術基準規則、保安規定 NRC SRP、MDEP共通見解書

（２）基礎技術電気、プロセス計装、核計装、制御・安全保護、ヒューマン･システム・インターフェイス、ヒューマンファクター、安全文化失敗談成功例含む技術伝承

（３）ABWRとPWRの指針適合性の確認


寺子屋観音堂教育のモットー • お互いに響き合い通じ合う「饗育」。

MMIにひっかけMan Man Interaction と名付けた。

• 「賢バカ」にしない。

・時宗遊行74代他阿真円法主に藤沢の遊行寺でお会いし教わったこと；

「教育」は、「饗育」であり「共育」でなければいけない。教育はお互いに響き合い

通じ合うものでなければいけない。教える側、教わる側、育てる側、育てられる

側が、お互いに響き合ってはじめて伝わるものがある。２）

・千日回峯行2度満行された酒井雄哉大阿闍梨（この9月崩御）を比叡山飯室谷

にたずねて教わったこと；

「賢バカ」になっちゃいけない。今の人は、いろんなことを良く知っている。知って

いるけれども、実践がついていかずに、うまくいかない。

なんでも批判したりするだけじゃダメだ。それじゃ、「賢バカ」になる。やっぱり自

分で体験し、実践できることが大事だ。３）

牧野眞臣 6

現場がない組織では実践がついていかない。 ⇒ 特に現場での失敗・成功談を交えて伝授


導入当初は制御器具を電流ループで繋ぐシステム構成

不具合→給水流量増→原子炉水位８→タービントリップ

不具合→給水流量減→原子炉水位３→原子炉スクラム

起動時必須操作の単／三要素切替えスイッチ操作時、制御信号瞬断で発電所を止めてしまった

用紙交換で記録計を引出し時、ネジの緩みで制御信号断で発電所を止めてしまった

１個の半導体orトランジスター故障で発電所を止めてしまった

・事業者の声；１万円以下の半導体で発電所を止めるな！

・当時、計画外停止の約４０％が、主要制御系（再循環流量、原

子炉水位、タービン制御）のトラブルが原因

・担当者の声；徹夜・徹夜の原因究明と復旧作業はもう勘弁して！

３重化装置の開発・導入

導入以降３０年近く、計画外停止ゼロ

ディジタル３重化装置開発のエピソード


技術導入時の原子炉水位制御システム

原子力発電プラントのMMIとデジタル化の流れ

▲ １９８０年

▲ １９９０年

▲ ２０００年

▲ ２０１０年

ＴＭＩ事故 ▼１９７９

ﾁｪﾙﾉﾌﾞｲﾘ事故 ▼１９８６

K-6/７運転 ▼１９９６/７

▼1979 ＴＭＩ教訓52項目

第一世代第二世代第三世代

マン・マシン・インターフェースの高度化

機器信頼性向上ヒューマンエラーの防止

1990▼ 安全設計審査指針８（誤操作防止）

デジタル制御

中央制御盤

泊-３運転 ▼２００９/１２

一部補機ループ制御専用制御

廃棄物処理系常用系

安全系

単独系統制御

システム化総合デジタル

システム

1984▼ 技術基準改正（原子炉制御室）

中越沖地震２００７/７▼

▼2006 技術基準改訂

誤操作防止デジタル安全保護系

▲ １９７１年入社

１F1 O１ O２１F２１F３１F５

１F６２F１２F3、K1

K２ K３ K６

H1 H2 H3

H4 NUPEC・JNES

福島事故


ディジタル化に伴う課題と対応

ソフトウェアによるロジック作成ブラックボックス化単純で分り易い言語による可視化 POL言語の採用とCAD化信頼性独立チームによる検証及び妥当性確認（V&V）の実施 JEAG４６０９－２００８による

その他、発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令（省令62号）の解釈、別記７（現原子力安全委員会規則第6号解釈）を参照


A B X 出力

A1 A2 B１ B2

B

A

ECWD リレーシーケンスによる記述

One out of two twice 1/2X2

ロジックの可視化の比較

IBD インターロック・ブロック線図

による記述

C言語による記述

POL言語による記述

IBDと比較して分かり易い記述は

どれ？


MDEP（Multinational Design Evaluation Program）

○米、日、仏、フィンランド、英、カナダ、ロシア、韓国、中国、南アフリカの計10カ国

○ディジタルＩ＆Ｃワーキンググループ（DICWG）

MDEP参加10カ国から南アを除く９カ国が参加。

ディジタル計装制御に係る共通的な課題に関して、参加国間の規制に関する共

通見解をまとめる作業を実施。

IAEA/IEC/IEEEのメンバーなども参加し情報を共有。

○民間意見を反映するためJNESの中にDIC情報連絡会を設置。

○特定課題

①ソフトウェア共通原因故障（SCCF）の取り扱い：米国（リーダー）

②ソフトウェアツールの規制：英国（リーダー）

③ネットワークシステム（データコミュニケーション含む）：韓国（リーダー）

④複雑な電子部品(最新のIC技術であるFPGAの取り扱いなど) ：仏国（リー

ダー）

⑤ライフサイクルにおけるソフトウェアV&Vチームの役割：日本（リーダー）

⑥安全系への汎用/既存ソフトの適用：米国（リーダー）など

MDEPディジタルI&Cワーキング（DICWG）の動向


TMI事故（1979年）以前の1975年にIEEEで牧野ら発表のBWRにおけるHSI革新の展望

第２世代（1985年以降）

第１世代

第３世代（1996年一号機運転)

TMI事故

HSI革新の実際

開発加速

このコンセプトエンジニアリングに基

づき、その後の開発は進んだ


TMI対応の実施例誤操作の防止

操作スイッチハンドルの色別化と形状分類

系統区割線及び系統ラインミミック表示

出典原子力安全委員会原子力事故・故障分析評価専門部会事故・故障情報活用ワーキンググループ（第７回会合）資料事WG第7－3号事業者におけるヒューマンエラー低減へ向けた取り組み頁５


TMI対応の実施例異常の早期対応

警報の重要度分類重要計器の色別化

出典原子力安全委員会原子力事故・故障分析評価専門部会事故・故障情報活用ワーキンググループ（第７回会合）資料事WG第7－3号事業者におけるヒューマンエラー低減へ向けた取り組み頁６


中央制御盤の監視機能強化（例）－旧型ランプ表示の液晶表示化－

15

出典伊藤睦、他 H21年度東北大学原子力保全セミナー講義資料 “軽水炉原子力発電プラントの計測制御システムとその保全” （日本原子力学会シニアネットワーク連絡会）頁８０

BWR制御盤の象徴

フルコアディスプレイが消える！


第１世代中央制御盤（ベンチ型）

フルコアディスプレイ（原子力の象徴だった）

警報窓

スイッチと表示ランプ

コントローラ

記録計

指示計

出典伊藤睦、他 H21年度東北大学原子力保全セミナー講義資料 “軽水炉原子力発電プラントの計測制御システムとその保全” （日本原子力学会シニアネットワーク連絡会）頁７８を基に作成

第２世代中央制御盤（PODIA)

主盤（CRT7台）

主任、オペレータ机

副長机

当直長机

タービン・電気系副盤（間歇操作）

・第１世代での対応に加え、

TMI対応本格化

・ＣＲＴ７台

・計算機自動化導入

・フルコアディスプレイ削除

・主盤／副盤（間歇操作盤）

・集約ANN

原子炉系副盤（間歇操作）

出典実務テキストシリーズＮｏ．１ “軽水炉発電所のあらまし” （財団法人原子力安全研究協会実務テキスト編集委員会）頁６７に基づき作成

主盤／副盤（間歇操作盤）分割へ


視差による読み取り誤差をなくそうと良かれと思ってやったことが、当直長から怒鳴られる破目に


A-PODIAの開発を振り返って

-原子力では、10年以上先の的確な技術予測が求められる-

特にディジタル技術の進歩は、日進月歩

TMI事故の後、米国での新たな建設なく、日本がリード


いつもこの絵をポケットに入れ、導入への説得を続けた

若い人に、このような原発ならぜひ運転してみたいと思わせるMMIを実現しよう！その夢を絵にしたもの

夢を絵に！ 30年前当時の魅せる化

中操に窓情報の共有

グリーンボード思想

集約警報・ファーストヒット表示

音声入力ワンマンオペレーション

将来の計算機機能向上・強化に備え、現場情報（音、画像含む）をケーブル追加無く、中操まで上げる手段 ⇒ 光伝送


（株）東芝カタログ PODIA 東芝集中監視制御システムを基に作成

これぞ、デモ機のコンセプト

最初のコンセプトでは、警報表示盤は、右端、その左の中央に計算機出力の大型スクリーンを配置

原子力発電所運転当直長は、これを見るなり “違う” と言った

東芝レビュー４４巻４号（１９８９）頁315図２を基に作成


当直長の意見を取り入れたデモ決定版

大型スクリーン警報表示盤

当直長曰く

警報表示盤は左端に、大型スクリーンは右端に

東芝レビュー４７巻１１号（１９９２）頁８４３図１を基に作成


デモ決定版

パターンの識別能力；左眼（右脳支配）は、右眼（左脳支配）より2倍正確に識別軍の敵機識別法に古くから利用。戦闘機パイロットは、やや右側に視線を向けるよう訓練されている。左目すなわちパターン認識に優れた右脳で機影を識別。（参考）大前研一編訳、Ｔ．Ｒ．ブレークスリー、「右脳革命－創造力活性化の決め手－」新潮文庫

当直長曰く警報表示盤は左端に、大型スクリーンは右端に

これぞヒューマンファクター当直長は、右脳、左脳の思考法を無意識のうちに指摘右脳⇒パターン認識に優れる⇒左目⇒警報パターン認識⇒左端左脳⇒系統的論理思考に優れる⇒右目⇒計算機メッセージ出力解釈⇒右端


モックアップによる盤面アレンジメントの妥当性検証（東電提供）

原子炉シミュレータを用いたHSI機能確認（東芝、日立提供）

原子力工学試験センターにおける電算機システム耐震信頼性実証試験

BWR運転訓練シミュレーターによるHSI機能検証

第3世代中央制御室

東京電力柏崎刈羽6号機（ABWR)

通産省補助事業インストラクションシステムの開

発

通産省補助事業プラントマンマシンシステムの開発

シーズの蓄積

信頼性・機能の検証／実証


誤判断・誤操作の防止タッチパネルからの操作

出典東芝原子力発電設備頁２４ FD画面例

出典原子力安全委員会原子力事故・故障分析評価専門部会事故・故障情報活用ワーキンググループ（第７回会合）資料事WG第7－3号事業者におけるヒューマンエラー低減へ向けた取り組み頁１０

押し誤り時間遅れ

何もしない

指差だけする

呼称だけする

指差呼称する Performa

nce

%

3.0

2.0

1.0

押し誤り発生率

１／３以下

出典清宮栄一他：「複雑選択反応における作業方法とPerformance との関係について－「指差・喚呼」の効果についての予備的検討－」1965,鉄道労働科学,17号に基づき作成


第３世代中央制御盤（APODIA)

出典原子力安全委員会原子力事故・故障分析評価専門部会事故・故障情報活用ワーキンググループ（第７回会合）資料事WG第7－3号事業者におけるヒューマンエラー低減へ向けた取り組み頁１０

・人間中心設計・情報一元化（コミュニケーション性向上）大型表示盤・ワークロードの軽減コンパクト運転コンソールＦＤによるタッチ操作・ヒューマンエラーの低減自動化範囲拡大・アメニティ－窓、照明、圧迫感のない居室イメージ

柏崎刈羽６・７号機 1996年11月7日、1997年7月2日営業運転開始

浜岡５号機 2005年1月18日営業運転開始

志賀２号機 200６年3月15 営業運転開始


0

20

40

60

80

100

120

81-'85 86-'90 91-'95 96-'00 01-'05

年度

人的

過誤

件数

比較

▲ １９８５

▲ １９９６

MMIを要因とする法令対象人的過誤件数比較（81-85年度件数を100とした比較）

中央制御室の変遷

第二世代

第一世代第三世代

HISの革新

原子力システム安全部


1979 TMI事故

８０－８４８５－８９９０－９４９５－９９００－０４０５－０９

1992

通産省補助事業原子力プラントマンマシンシステムの開発

1987 1990

原子力工学試験センターディジタル安全保護装置実証試験

第3世代設計・制作建設・試運転

1983 1985

自動化研究（事業者/メーカー）

1986 1991

マンマシン技術による運転効率化研究（事業者/メーカー）

第１世代第３世代第２世代

1996

1981 1984

通産省補助事業インストラクションシステムの開発

’91 92

MITI I&C検討会品質保証

1984

原安委「課題として５２項目」の摘出・制御室・運転員の誤操作防止対策

技術基準改定第２４条の２原子炉制御室「適切に運転操作することができる」を追加要求

安全審査指針改定

指針８運転員操作に対する設計上の考慮

指針41制御室

1990

1989

JEAG-4609制定安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する指針

ニーズの発掘・把握

シーズの蓄積

’91 92

原子力工学試験センター電算機システム耐震信頼性実証試験

検証・実証

技術基準改定第２４条の２原子炉制御室「誤操作することなく適切に運転操作できるように施設しなければならない」別記８

運転経験からのフィードバック

第3世代中央制御室の実現

JNES(NUPEC) 原子力発電所中央制御室の人間工学的設計に関する評価基準策定（JNES-Report SS-0515)

IEC、NRCの知見を反映

2005

2009

JEAC 4624-2009

原子力発電所の中央制御室における誤操作防止の設備設計に関する規定

JEAG 4617-2005

中央制御室の計算機化されたヒューマンマシンインターフェースの開発及び設計に関する指針

今後エンドース

1982

２F-1：TMI対応 CRT監視強化 T-7000/25＊２ T-7/70＊４

1985

２F-3： PODIA PODIA原型

規制基準20年の空白期間技術進歩に取り残される

2005 性能規定


分析フロー図（いきさつダイヤグラム）、教訓集

データベースへの入力、傾向分析、審査・検査へのインプット

国内事例法律に基づく報告事象のうち、ＨＦに関連するもの全件及びＨＰ等からの重要事例

海外事例ＩＲＳ報告事例等からＨＦに関連した重要事象を選定

時系列的に事象を整理

関連するＨＦ要因の抽出

汲み取るべき教訓事項の抽出

再発防止対策の検討

規制への反映事項抽出

事故・トラブル

国内外のトラブル事例等

ＩＲＳ：ＩｎｃｉｄｅｎｔＲｅｐｏｒｔｉｎｇＳｙｓｔｅｍ（ＩＡＥＡの国際事象通報システム）

事例の収集 ②分析・評価・教訓抽出 ③成果の活用 ①人的過誤事例の選別

人的過誤事例分析システムによる分析の流れ


●困難な作業特性 ●作業負荷要因 ●作業時間要因 ●並行･突発作業他

作業の特性

●チーム構成・組織 ●指示・監督等 ●職場モラル他

職場の環境

●教育・訓練 ●規定・手順書 ●作業計画他

管理の特性 ●ﾋｭｰﾏﾝﾏｼﾝｲﾝﾀｰﾌｪｲｽ ●作業場所要因 ●作業環境要因 ●特殊な装備他

作業の環境

●心理的ストレス ●生理的ストレス ●主観的要因 ●作業遂行能力他

個人の特性

組織的要因

ヒューマンファクタｰ（狭義）

人的要因

安全文化の要素

JNES分析の人的過誤要因

（ヒューマンファクター）


色外界要素

内面要素

受

想

行

識

釈迦の分析人はこの世をどう認識しているか

ひとりの人間は5つの基本要素、五蘊の集合体４）５）

「色」；外界要素「受」；外界から刺激を感じ取る感受の働き、感覚感情「識」；対象を分析したり分類して認識する作用、知識「想」；いろいろな考えをあれやこれやと組み上げたり壊したりする構想の働き、概念「行」；何かを行おうと考える意思の働き、意思活動


ラスムッセン人間の認知行動モデルと釈迦の五蘊

入力情報出力行動色（外界要素）

目標決定手順・計画

予測・評価達成基準判断

解釈意識的同定

判断・結合状態／タスク

想認識

パターン認識

識

特徴検知観察

自動的感覚・行動パターン

受（内面要素）行

手順規則の想起・選択


作業内容別人的過誤発生件数（法令･通達対象事象）


管理特性要因の構成比率の増加（法令・通達対象の報告書に基づく人的過誤事例分析結果）


稼動基数当たりの法律・通達対象事象の報告件数と、報告件数に占める人的過誤事象の割合の経年変化

0.00

0.50

1.00

1.50

2.00

2.50

3.00

3.50

4.00

1981 1982 1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006

年度

稼動

基数

当た

りの

報告

件数

0.0%

10.0%

20.0%

30.0%

40.0%

50.0%

60.0%

70.0%

80.0%

90.0%

報告

件数

に占

める

人的

過誤

事象

の割

合

稼動基数当たりの報告件数

人的過誤割合（％）

線形 (人的過誤割合（％）)

組織要因顕在

化

国に報告されたトラブル事象と人的過誤発生の推移（１プラント当たり）

▲原電敦賀1号機放射性廃液漏えい事故 ▲チェルノブイリ事故 ▲動燃もんじゅナトリウム漏えい事故

▲動燃アスファルト固化処理火災 ▲原電工事使用済み燃料輸送容器データ改ざん

▲ＪＣＯウラン加工工場臨界事故中電浜岡1号機余熱除去系配管破断事故▲

東電自主点検記録不正問題発覚▲ 関電美浜3号機二次系配管破損事故▲

北陸電志賀１号機CR引き抜け臨界発覚▲

他産業における人的過誤発生割合概ね 70％～80％

委員会等で人的過誤等の不適合是正徹底を指摘 ⇒ 透明性増

人的過誤割合が増加傾向


近年発生の組織関連の事例 1995年動燃もんじゅナトリウム漏洩事故 1997年動燃アスファルト固化処理施設の火災爆発事故 1998年原燃輸送（株）及び原電工事（株）使用済み燃料輸送容器データ改竄 1999年 JCOウラン加工工場臨界事故 2001年中部電力浜岡1号余熱除去系配管破断 2002年東京電力自主点検記録不正問題発覚 2004年関西電力美浜3号機二次系配管破損事故 2006年電力各社データ改ざん問題発覚 2007年北陸電力志賀１号機臨界事故隠蔽発覚

これらの事故報告書等で指摘の組織の問題点

■ 組織の閉鎖性 ■ 情報伝達の不足 ■ 経験・知見の形骸化、技術伝承の問題 ■ 基本的認識の風化 ■ 法令遵守や記録の保全の問題 ■ 外部への情報提供に対する認識不足 ■ 全社的な品質保証機能の麻痺 ■ 安全文化の綻び


トラブル・事故防止の基本

問いかけ

間気配り

明


安全文化に関する法令等

核原料物質、核燃料物質および原子炉の規制に関する法律

（運転・保守段階での安全文化醸成活動）

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則

保安規定条項；安全文化を醸成するための体制（経営責任者の関与を含む）を義務付けた。（設計・工事段階での安全文化醸成活動）

実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の設計及び工事に係る品質管理の方法及びその検査のための組織の技術基準に関する規則【原子力規制員会規則第8号（公布2013.6.28、施行2015.07.08）】（補遺１参照）

品質管理監督システム条項；安全文化を醸成するための活動を行う仕組みを義務付けた。 2013/12/9関東シンビオ・黄檗会共同開催講演会平成25年12月14日

牧野眞臣 37

事業者の保安活動Ｃ

ＰＤ

Ａ

Ｐ

文化

文化

風土

風土

規範

規範

保安検査総合評価／年

定期安全レビュー１０年毎

ＰＤＣＡサイクル

ＲＣＡ結果

劣化兆候

気づき指摘

事業者協議・取組要請取組の奨揚保安検査官の保安検査による総合評価

事業者による安全文化・組織風土醸成の取組を監視

評価の視点となる安全文化１４要素規制当局が事業者の安全文化・組織風土の劣化防止に係る取り組みを評価するガイドライン

この風土・文化・規範の概念図は原子力安全委員会主催安全文化国際シンポジウム（2006年3月）吉田道雄（熊本大学）講演資料に基づき作成

集団

評価指標設定

●活動結果 ●劣化兆候

核原料物質、核燃料物質および原子炉の規制に関する法律 ◆保安規定を定め認可を受ける ◆原子炉設置者およびその従業員は保安規定を遵守。等実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則 ◆保安規定：安全文化醸成の体制（経営責任者の関与を含む。等

保安規定の例 ◆社長は安全文化醸成基本方針を定む ◆安全文化醸成活動計画の年度毎策定 ◆ＰＤＣＡサイクル


原子力を巡る安全文化の崩壊


2011年3月11日福島事故発生

90年代

良好な運転実績

90年代後半以降継続して組織事象発生安全文化の劣化兆候

06年審議会安全文化醸成に向け在り方・評価の検討

07年運転規則改定安全文化劣化防止、不適合是正徹底に規制対応

原子炉水位

LT

HS HR

基準器 (凝縮器)

原子炉水位計（差圧式液面計）の計測原理燃料域水位計の場合

原子炉圧力容器

△P

Hs : 基準器水面高さ HR :原子炉水面高さ γs : 基準器水比重 γR : 原子炉水比重

基準器側水頭圧

炉水位側水頭圧

△P＝ γs ・HS－γR・HR


プラント日付雰囲気温度

福島第一原発１号機３月２２日４００ ℃

福島第一原発２号機３月３０日１７３．５℃

福島第一原発３号機３月２２日４０３．４℃

HS ⇒ ０原子炉水位指示形 ⇒ 高め指示

原子炉水位計（燃料域）の校正

出典；東京電力提示資料による


出典：福島第一原子力発電所第２号機原子炉圧力容器底部における温度上昇を踏まえた対応に係る報告について平成２４年２月１５日東京電力株式会社頁30

原子炉圧力容器温度計設置位置（２号機の例）（炭塗りは未使用計器または使用不可計器）


各種熱電対の組成と使用温度

銅ーコンスタンタン CC 常用限度２００～３００℃ 加熱使用限度２５０～３５０℃

出典川口千代二・荒克之 “原子炉の計測 ” （幸書房）頁６３

熱電対の過熱使用限度

福島事故時

加熱使用限度

を超えている。


１／２号機（一部温度計除く）で実施全体的な温度計の指示値と評価値の乖離概ね２０℃以内温度計誤差最大２０度程度冷温停止状態の定義１００度以下保安規定運転上の制限８０度以下出典；東京電力株式会社福島第一原子力発電所第１～４号機に対する「中期的安全確保の考え方」に関する東京電力からの報告書（そ

の１）（改定）の受理及び第２回意見聴取会の開催について原子力安全・保安院平成２３年11月9日別添頁１－４８

原子炉圧力容器設置温度計の温度評価


福島事故の教訓原子力安全に関するＩＡＥＡ閣僚会議に対する日本国政府の報告書－東京電力福島原子力発電所の事故について－平成２３年６月原子力災害対策本部より

（２８）安全文化の徹底

今後は、原子力安全の確保には深層防護の追及が不可欠であるとの原点に常に立ち戻り、原子力安全に携わる者が絶えず安全に係る専門的知識の学習を怠らず、原子力安全確保上の弱点はないか、安全性向上の余地はないかの吟味を重ねる姿勢を持つことにより、安全文化の徹底に取り組む。

写真東京電力ＨＰ東日本大震災の福島第一・第二原子力発電所の状況報道配布写真・動画 2011年3月16日福島第一原子力発電所4号機（2011年3月15日撮影） 2011年3月16日福島第一原子力発電所１～4号機（2011年3月15日撮影） http://www.tepco.co.jp/tepconews/pressroom/110311/indexold-j.htmlより


安全文化14要素事業者（注１）非常時

指摘件数（％）事業者（注２）定常時

指摘件数（％）

トップマネジメントのコミットメント 16 1

態度・意欲 14 4

上級管理者の明確な方針と実行 13 3

誤った意思決定を避ける方策 10 4

事故・故障等の未然防止に取り組む組織

10 14

コンプライアンス 9 9

学習する組織 8 8

常に問いかける姿勢 7 20

作業管理 1 19

良好なコミュニケーション 1 7

総指摘件数総指摘件数 161件 562件

（注１）東京電力、（注２）原子力発電所を運転するすべての事業所、（注３）東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会報告（政府）、東京電力福島原子力発電所事故調査委員会国会事故調報告書

事業者の安全文化に関する問題点福島事故調（注３）と安全文化総合評価（保安検査）の指摘事項の比較

●赤グループ通常時は、潜在しているが、事故時に顕在化した経営層のリーダーシップやマネジメント力に関する要素 ●黄色グループ通常時、事故時に共通してみられる要素 ●緑グループ通常時には、多く指摘されるが、事故時にはあまり指摘されなかった要素

⇒ 普段潜在している赤グループ（経営層のリーダーシップやマネジメント力に関する要素）を表出する仕組みが重要。

● 安全文化の劣化に気づかず、改善に向けた活動が不足していた状況は、旧原子力経営層がリーダーシップを発揮しきれなかったことに端を発している。 ● 緊急時に組織の権限と責任の不明瞭さが顕在化したが、平常時においても同様にマネジメントの権限と責任は曖昧さが目立っている。（福島原子力事故の総括および原子力安全改革プラン 2013年3月29日東京電力株式会社）


無明がもたらした組織事故釈迦の教え：強欲、傲慢等などの煩悩のおおもとは「無明」。６）

「無明」：智慧がないこと。ものごとを正しく、合理的に考える力が欠如していること。すなわち現実をありのままに正しく認識できないこと。「諸行無常」：この世で起こっているすべてのものごとは、因果の法則に従って、時々刻々変化するものであり、永遠不滅なものなど、どこにもない。前出原子力安全に関するＩＡＥＡ閣僚会議に対する日本国政府の報告書野内容福島原子力事故の総括および原子力安全改革プラン（２０１３年３月２９日東京電力株式会社）

・原子力の安全は既に十分に達成されていると認識し、原子力不祥事を安全文化劣化の兆候とは捉えず、コミュニケーションスキルや課題解決手法の不足と捉えたため、組織的に安全意識を向上させる対策が不十分であった。

・劣化の兆候を示す現象は以前から顕在化しており、当社の安全文化は決して良い状態ではなかったにも関わらず、これまでの自己評価では「安全文化の劣化の傾向はない」とし、そのため安全文化の取り組みを改善し向上させる機会を逸してきたものと考える。安全文化の劣化に気づかず、改善に向けた活動が不足していた状況は、旧原子力経営層がリーダーシップを発揮しきれなかったことに端を発していると考えられる。福島事故は無明が生んだ組織事故である。


安全文化は行き着いた状態を示すのではなく前進しているプロセスである。

活動へのトップのリーダーシップ発揮と援助が止まった途端に安全文化は、退化をはじめる。

安全文化の醸成活動・安全最優先の安全文化意識を組織全体に浸透させること。

・経営層レベルのコミットメントが言葉だけに終わることなく、日常的に実際にフォローアップされ実行されていくように適切な措置を取ること。最前線からのボトムアップも必須。


原子力安全委員会規則第５号（設置許可基準）原子力安全委員会規則第６号（技術基準）

第二章設計基準対象施設（第３条～３６条）第二章設計基準対象施設（第４条～４８条）

（誤操作の防止)第１０条：設計基準対象施設の誤操作防

止、安全施設の容易な操作性（解釈に具体的要件）

(原子炉制御室等)第３８条２：原子炉制御室に原子炉を安

全に運転するための主要な装置を集中、かつ、誤操作なく

適切に運転操作可能（解釈に具体的要件）

（安全施設）第１２条：環境条件での機能発揮（安全施設）第１４条：環境条件での機能発揮

（安全施設）第１２条：運転中又は停止中の試験又は検査（非常用炉心冷却設備）第３２条：運転中の試験。（安全保護装置)第３５条：運転中の試験。

（原子炉格納施設)第４４条：運転中の試験。

（安全施設）第１２条：重要安全施設の共用又は相互接続の禁

止等

（運転時の異常な過度変化及び設計基準事故の拡大の防止）

第１３条：設計基準対象施設の要件、設計基準事故時の要件

(設計基準対象施設の機能)第１５条：通常運転時、運転時の異

常な過渡変化時の制御能力の要件、その健全性及び能力の

確認、安全保護装置・非常用炉心冷却設備その他非常時に

原子炉の安全性確保に必要な設備及びそれらの付属設備の

共用又は相互接続の禁止等

(安全保護回路)第２４条：１異常な過渡時の機能、２設計

基準事故時の機能、３多重性の確保、４独立性の確保、

５故障時の機能、６不正アクセス行為等による被害の防止、

７計測制御系統施設からの機能的分離。

試験可能性は、第１２条に統合。

(安全保護装置)第３５条：１異常な過渡時又は地震発生時の機能、２多重性の確保、３独立性の確保、４故障時の機能、５不正アクセス行為等による被害の防止、６計測制

御系からの機能的分離、７運転中の試験可能性、８運転条

件に応じて作動設定値の変更。（解釈にデジタル安全保護系適用に当たっての要件；JEAG4620-2008の技術評価結果）

(原子炉制御室等)第２６条：１原子炉制御室の設置、①設

計基準対象施設の健全性確保に必要なパラメータの監視、

②発電用原子炉施設外の状況把握、③安全性確保に必要な

手動操作、２制御室外からの原子炉停止機能、３制御室の居住性に関する設計上の考慮

(原子炉制御室等)第３８条：原子炉制御室の設置、２原子

炉の安全運転のための装置を集中、かつ、誤操作なく適切

に運転操作可能（解釈（別記７）に具体的要件）、３発電用原子炉施設外の状況把握、４制御室外からの原子炉停止機能、５制御室の居住性に関する設計上の考慮、６酸素濃度計の設置



(緊急時対策所)第３４条：緊急時対策所を原子炉制御室以

外の場所に設置

(緊急時対策所)第４６条：緊急時対策所を原子炉制御室以

外の場所に設置

(計測制御系統施設)第２３条：計測制御系統施設の設置、

１、２炉心、原子炉冷却材圧力バウンダリ、原子炉格納容

器バウンダリ、関連系統の健全性確保の監視に必要なパラ

メータは、通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時に想

定範囲内に制御、監視可能、３設計基準事故発生時の状況把握、対策のため必要なパラメータは、設計基準事故時の想定環境下で、十分な測定範囲及び期間にわたり監視可能４原子炉の停止、炉心の冷却に係るパラメータは、設計基準事故時にも二種類以上監視、又は推定可能。５原子炉停止、炉心冷却、放射性物質閉じ込め機能の状況監視に必要パラメータは、設計基準事故時に確実に記録、保存。

(計測装置) 第３４条：１中性子束密度、炉周期、制御棒

位置等①～⑮（下記ノート参照）に掲げる事項の計測装置の設置。直接計測困難な場合は、間接的に測定する装置の施設。２⑥の線量当量率計測装置の多重性及び独立性確保３⑫～⑭（⑭使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温及び水位）は、外部電源喪失時にも計測可能４①、③～⑮は、計測結果の表示、記録、保存。ただし、設計基準事故時計測の主要装置以外で、断続的に試料分析を行う装置は運転員その他従事者が測定結果を記録、保存し、その記録確認で代替可能。

（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）第１６条３使用済

燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量

を測定できる設備の設置。

①使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の

放射線量の異常検知し、原子炉制御室に伝え、又は異常が

生じた水位及び水温を自動的に制御し、並びに放射線量を

自動的に抑制。

②外部電源が利用できない場合においても温度、水位その

他の発電用原子炉施設の状態を示すパラメータを監視。

(警報装置等)第４７条１発電用原子炉施設の機械又は器具の機能喪失、誤操作その他異常で原子炉運転に著しい支障のおそれ発生の場合、第３４条第１項⑨の放射性物質の濃度又は⑫及び⑬の線量当量率が著しく上昇の場合又は流体状の放射性廃棄物の処理、貯蔵設備から流体状の放射性廃棄物の著しい漏えいのおそれ発生の場合、確実に検出、自動的に警報する装置の施設。２発電用原子炉施設には、使用済燃料貯蔵槽の水温の著しい上昇又は使用済燃料貯蔵槽の水位の著しい低下を確実に検知、自動的に警報する装置の施設。ただし、水温の著しい上昇又は水位の著しい低下に自動的対処機能を有する場合、この限りでない。３原子炉、一次冷却系統、放射性廃棄物の処理、貯蔵設備に係る主要な機械又は器具の動作状態を表示する装置の施設。



第三章重大事故等対象施設（第３７条～６２条）第三章重大事故等対象施設（第４９条～７８条）

(特定重大事故等対処施設)第４２条工場等には、特定重

大事故等対処施設を設置。３原子炉建屋への故意による大

型航空機の衝突その他のテロリズムの発生後、発電用原子

炉施設の外からの支援が受けられるまでの間、使用可能。

(特定重大事故等対処施設)第５３条工場等には、特定重

大事故等対処施設を施設。３原子炉建屋への故意による大

型航空機の衝突その他のテロリズムの発生後、発電用原子

炉施設の外からの支援が受けられるまでの間、使用可能。

(重大事故等対処設備)第４３条重大事故等対処設備の要

件規定。 (重大事故等対処設備)第５４条重大事故等対処設備の要

件規定。

(計装設備)第５８条重大事故等発生し、計測機器(非常

用含む。)故障で当該重大事故等の対処に監視の必要なパ

ラメータの計測が困難となった場合において当該パラメー

タの推定のため有効な情報を把握できる設備を設置。

(計装設備)第７３条重大事故等発生し、計測機器(非常

用含む。)故障で当該重大事故等の対処に監視の必要なパ

ラメータ(設置許可基準規則第１６条第３項第２号に規定

のパラメータ)の計測が困難となった場合において当該パ

ラメータの推定のため有効な情報を把握できる設備を施設。

(原子炉制御室)第５９条第２６条第一項規定で設置の原

子炉制御室には、重大事故発生の場合も運転員がとどまる

ために必要な設備を設置。

(原子炉制御室)第７４条第３８条第一項規定で設置の原

子炉制御室には、重大事故発生の場合も運転員がとどまる

ために必要な設備を施設。

(緊急時対策所)第６１条第３４条規定で設置の緊急時対

策所は、重大事故等発生の場合も当該重大事故等に対処す

るための適切な措置が講じられる。①必要な指示を行う要員がとどまることができる。②必要な指示ができるよう、重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる。③ 内外の必要場所と通信連絡ができる。２重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができる。

(緊急時対策所)第７６条第４６条規定で設置の緊急時対

策所は、重大事故等発生の場合も当該重大事故等に対処す

るための適切な措置が講じられる。①必要な指示を行う要員がとどまることができる。②必要な指示ができるよう、重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる。③ 内外の必要場所と通信連絡ができる。２重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができる。


真円法主：・「我利、我利」で自分のことばかりに気をとられていると失敗する。常に「自利利他」の精神が大切だ。・「自利利他」とは、修行によって自己が悟りに至る努力をすること、またそれによって他人の救済のために尽くすこと。また、自分の利益になることは、他人の利益にもなるようにすること。２）

酒井大亜砂利：・「忘己利他」が今の世の中には、欠けている。・「忘己利他」とは、自分のことを忘れ、他の人々に尽くせ、己を忘れて他を利すること。３）

釈迦の教え：・まず自利があって、それが結果的に利他につながるような行いが善行。・自分の修行の道を最優先する。そして、それを他者にも教えることで、人の役に立とう。６）

我利我利では失敗。自利利他・忘己利他が大切


諦めて、あきらめない • 時宗長楽寺の故體山大僧正は、私に問うた。

『最新鋭技術の粋を極めたロケットに、厳しい訓練を受けた宇宙飛行士が

乗り組むその寸前、タラップで十字をきっている。技術者としてどう見るか。』

『無意識に神秘の力にすがっている。あれが宗教だ』と。

• 時宗真円法主に教わったこと。

『諦めて、あきらめない』。

『諦める（明らめる）』とは、真実真理を明らかにすること。『諦めて、あきらめない」の境地に至ると、他力不思議の力でもって救われる。

さらに、『辛い』という字に一本足すと『幸せ』という字になる。その一本こそ

がまさに南無阿弥陀仏の大慈大悲のおめぐみである。』

法主はさらに言う『九十四歳、今こそ青春！』２）と。

さて、この一本は皆さんにとって何でしょうか。

• 福島事故の原因究明、汚染水対応等は、どこまでも「諦めて，あきらめない」ことが重要。最後に仏にすがることはできない。

• 私もまだまだあきらめないで、諦めていきたい。


参考図書

１）石田却石「続槐安国語講話」、巻二住大徳語要、宗教法人人間禅教団、１９９３

２）時宗法主・遊行七四代他阿真円「捨ててこそ人生は開ける」、東洋経済新報社、２０１３

３）酒井雄哉「賢バカになっちゃいけないよ」、PHP研究所、２０１０

４）佐々木閑「般若心経」、NHK出版、２０１３

５）松原泰道「般若心経入門」、祥伝社、１９７６

６）佐々木閑「ブッダ心理のことば」、 NHK出版、２０１２


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もうこりた 魅せるMMIから響き合うMMIへ - Symbio News …symbio-newsreport.jpn.org/files/upload/report/...MMIにひっかけMan Man Interaction と名付けた。 •

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