福島第一原子力発電所の事故をふまえた安全研究のあり方

日本原子力学会 安全部会 夏期セミナ
平成２６年 ８月 １９日

中村 秀夫
安全研究センター
日本原子力研究開発機構
2014 Aug. 19

安全部会 夏期セミナー １Ｆ事故をふまえた安全研究

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目 次
 １Ｆ事故以前の安全研究

安全研究とは何か？
 原子力安全委員会の重点安全研究

ロードマップの役割
 マッチングファンド研究 アクシデントマネジメント
経緯 と １Ｆ事故時の有効性

 新安全基準と安全研究
１Ｆ事故の教訓（要請） 現在・今後の計画2014 Aug. 19

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問 題 意 識 （１/２）
議論のキーワード
 研究課題、重点課題、安全上の課題を特定する方法？
 事故シナリオの全部（マクロ的） vs. 個別の現象（重箱の隅から全体を見る？）
 課題選定時の条件（安全上の課題） vs. 研究の境界・制約条件（人材、試験設備 など）
 想定・仮定（大LOCAなど、DiDの尊重） vs. 現実的条件設定（発生頻度の算定精度依存） ボットムアップ vs. トップダウン （研究現場にとって本質か？）
永久に成果が得られない可能性？？
 規制課題（デジタル的 〜 確定的目標と〆切） vs. 研究（アナログ的 〜 ジャンプと継続的展開）
 ニーズとシーズのマッチング vs. 研究・開発の深度、完成度、網羅性、速度でのミスマッチ
 自由な研究 ≠ 安全基盤研究 vs. 安全上の課題に対応した研究 = 安全研究＆安全基盤研究 予算や資源（国・事業者）の有効利用を目指した研究協力（マッチングファンド など）の展開
 人材育成 ー 本当の目標達成とは何か？
 「人材未満」の状況 ＝ 大学（教育機関）での研究テーマの動向 ＝ 教授（研究指導者）の指向
 安全研究部署（TSO？）の役割（OJTの範囲と深度、視野の広さ、「人材」が持つ経験の伝承・発展）
 研究課題の変化（ロードマップのローリング） vs. 人材の質と必要規模 の変化への対応
 ロードマップ（技術戦略マップ）
 参加者と出資（投資）者 vs. 中立性(?)・独立性・透明性（トレーサビリティ）・網羅性＋評価の視点
 設計の時代（新しい設計や改良を追求し続ける）
vs. 我が国の今後の原子力利用の姿？
vs. 継続的改善の時代（旧来課題に新側面を見出す〜未解決課題に質的向上で挑戦）
人材 ＝ 研究者、技術者、指導者、知識や技術の継承者
安全上の課題 重要性の判断基準（DiD、規制課題、マネジメント、国際的コンセンサス）、情報共有の程度、への関連事項 炉の輸出＝海外規制との関係と国内への技術の波及（将来課題？）
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問 題 意 識 （２/２）
最近の議論の例
「次期中期計画を意識した中堅職員による自由討論」 （H26年8月）
安全研究について に対する意見の例
 安全研究は規制研究であるという人もいれば、  データには白も黒もない。規制側のデータと事違うという人もいる。

業者側のデータと区別できない。

 安全研究と規制研究、さらに推進研究でも実施  何処までが共通の基盤研究で、どこからが規していることは同じであろう。
 Scienceの部分は同じであり、それをどう使うか

制研究、推進研究となるのかの判断は曖昧である。

で規制研究となったり推進研究になったりする  安全評価用のデータなどは、規制側は事業者だけと理解。
に取らせれば良く、規制側としてデータ取得など必要ないのかもしれない。一方で、事業者側
 安全研究成果報告会で、「安全研究とは何かのデータの妥当性を判断するためには、データなどということを若い研究者は気にしなくても良を取得してきた専門家としての経験とか、判断い。何なのかは将来自ずと解ってくる。」という材料が必要であるため、その意味で規制側とし意見があった。 安全研究とか規制研究とかはてもデータ取得は必要なのであろう。
Scienceでは（考える）必要なく、規制との関わりや予算などの関わりから、将来意識しなくてはいけなくなるものとの理解。

本日
の
議論

 研究テーマの選定の方法（何を、どの様に研究していく？）（ロードマップの役割と現状？）
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１０年来の産官の（深刻な？）課題 人材育成とはどういうことか（将来の事態への対処とは？）（研究のインセンティブの確保は？）安全部会 夏期セミナー １Ｆ事故をふまえた安全研究

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１Ｆ事故以前の安全研究 安全研究とは何か？
 原子力安全委員会の重点安全研究

 ロードマップの役割
 マッチングファンド研究2014 Aug. 19

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安全研究

安全研究とは何か？

 原子力の重点安全研究計画（第２期、平成２１年８月、原子力安全委員会）
第１章 重点安全研究計画の目的
原子力安全委員会が、国による安全規制活動を向上させるため、重点的に進めるべき安全研究（重点安全研究）の内容とその推進方策を関係機関（規制行政庁、研究機関等）に提示することを目的とする。
その内容は、原子力の安全に関する研究活動の現状について官民を問わず広く俯瞰・把握し、原子力の研究、開発及び利用の計画を踏まえ、定める。
本計画は国の予算により実施される安全研究を直接の対象とするが、我が国における原子力の安全に関する研究が総体として効率的に実施されるためには、国による安全研究と民間における原子力の安全に関する研究や国・民間における開発研究、大学等における基礎・基盤的な研究との連係や協力が重要である。このため、本計画では、研究の推進方策との関連において、安全研究を行う研究機関や大学等に期待する役割に加え、民間、学協会にそれぞれ期待する役割にも言及する。
安全研究は、
安全規制活動の科学技術的基盤を確立し、安全規制活動の向上を目的として行われる研究の総称
 安全研究を実施し、その成果を活用することにより、科学的合理性において優れた、効果的・効率的な安全規制活動が期待される。
 そのような活動により、原子力の安全確保に関する国民の信頼の醸成が期待される。

これらの効果の実現には、規制側と研究側との適切な連係が必要であり、そのための専門的能力や、研究施設、研究の運営・管理のための組織を将来にわたって確保することが不可欠である。
第１期計画と同様に、原子力の安全に係る安全性の実証及び信頼性の実証に関する事業や安全技術の調査等における研究は、安全性・信頼性を実証するだけでなく、原子力の安全確保のための安全規制の整備に資するものであるから、引き続き、安全研究に含めることとする。
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安全研究とは何か？
安全研究 原子力の重点安全研究計画（第１期、平成１６年７月２９日、原子力安全委員会）
原子力の安全規制のための安全研究の基本的役割は、● 我が国の安全規制活動の技術基盤を確立し、● 原子力安全委員会による我が国の安全規制の基本的考え方の取りまとめ、● 規制行政の安全審査結果をダブルチェックするための指針の作成、● 規制行政庁が安全審査を行う際に必要な規格・安全基準の整備等、● 国の安全規制の整備 に資することである。
従来、原子力安全に係る安全性実証、信頼性実証に関する事業や安全技術の調査等における研究（以下、「実証研究」という）は、安全研究年次計画に含まれていなかった。しかし、近年の実証研究の内容を見ると、単に安全性・信頼性を実証するだけでなく、原子力安全の確保のための安全規制の整備に資するものとなっていることから、安全研究の範囲に入れるこことした。

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安全研究とは何か？
安全基盤研究 原子力安全・保安部会* 第１回 原子力安全基盤小委員会（平成１８年９月１１日）
規制当局、大学、公的研究機関で行われる主として安全規制を目的とする研究総称
産業界などで行われる主として安全性・信頼性向上を目的とする研究（ ex. 規制当局における研究 ＝ 安全研究 ） 原子力安全・保安部会* 報告〜原子力の安全基盤の確保について〜 （Ｈ１３年６月２７日）* 総合資源エネルギー調査会
原子力安全・保安部会 （METI）

知識基盤の強化に最も重要な活動は、原子力安全に関連する各種試験研究である。
本報告ではこれらを総称して「安全基盤研究」と呼ぶこととする。その中には、
 原子力安全委員会が年次計画を取りまとめている原子力安全研究、
 電源開発促進対策特別会計による安全性実証試験・確証試験、
 大学における基礎的な安全研究、
 電気事業者による電力共通研究

平成１９年

安全研究フォーラム２００７（原子力安全委員会）

参考資料 などなどがある。

安全研究 〜 ２種類に区分
 安全研究規制支援のために行う
 安全基盤研究 原子力安全の関連内容を扱う
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黎明期

産業界による
安全基盤研究より開始

SAFE・プロジェクト
日本原子力産業会議 安全特別研究会（Ｓ３８年/１９６３〜）
日立製作所、日本原子力事業、三菱原子力工業

軽水型動力炉の後備安全防護装置の研究 （報告：Ｓ４１年６月）
 冷却材の流出とそれに伴う過渡現象
一次冷却系破断後の圧力容器ならびに格納容器内の過渡現象と温度・圧力変化について理論的研究と模型実験

Ｓ４１（’66）年７月
東海ガス炉運転Ｓ４５（’70）年
 大阪万博実施
 美浜１号 発電 コア・スプレー
電気加熱による摸擬燃料要素に対する炉心スプレーの冷却効果 敦賀１号
 旧原研 ROSA-I

 コンテナー・スプレー
核分裂生成物（特にヨウ素）に対する除染効果と容器内の冷却減圧効果を知るための模型容器を用いた実験 ケーブル等貫通部の気密性
格納容器をケーブルなどが貫通する部分のガス気密性の実験

 冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）解析計算
冷却系破断から格納容器外への分裂生成物放出に至る事故の系統的検討に必要な着目現象や解析方法の検討、問題点の摘出の試みと、計算の実施

 圧力抑制装置の基礎試験
ＢＷＲ大ＬＯＣＡ時の圧力抑制装置の機能を実験と解析で評価
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原子力発電施設等の安全性実証試験（例１／２）
電源開発促進対策特別会計の委託費又は補助金（財）原子力工学試験センター（NUPEC） 当初＝６件
 原子力発電施設耐震信頼性実証試験 （昭和５１年度〜／１９７６〜）
原子炉格納容器，一次冷却設備等の重要な大型設備の耐震安全性，信頼性を実証 バルブ信頼性実証試験（昭和５３年度〜／１９７８〜）

原子力発電設備で用いられている重要なバルブの安全性，信頼性を実証

 燃料集合体信頼性実証試験（昭和５６年度〜／１９８１〜）

実炉で照射を受ける燃料集合体の安全性，信頼性を実証

 溶接部等熱影響部信頼性実証試験（昭和５６年度〜／１９８１〜）

配管及び炉内構造物の応力腐食割れの発生原因の確認，対策方法の有効性等を実証
供用期間中検査の検査機器及び検査技術の信頼性等を実証

 ポンプ信頼性実証試験（昭和５６年度〜／１９８１〜）

再循環ポンプ及び一次冷却材ポンプについて安全性，信頼性を実証

 電気計装機器信頼性実証試験（昭和５６年度〜／１９８１〜）

原子力発電プラントで使われている電気計装機器のうち重要なものについて，
プラント事故時の苛酷な条件下でも正常に作動することを実証

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原子力発電施設等の安全性実証試験（例１／２）
電源開発促進対策特別会計の委託費又は補助金（財）原子力工学試験センター（NUPEC） ６件
 原子力発電施設耐震信頼性実証試験（昭和５１年度〜／１９７６〜）
原子炉格納容器，一次冷却設備等の重要な大型設備の耐震安全性，信頼性を実証

http://www.nsr.go.jp/archive/nsc/hakusyo/S58/2-2-5-3.htm
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原子力発電施設等の安全性実証試験（例２／２）
電源開発促進対策特別会計の委託費又は補助金
旧日本原子力研究所（JAERI）
 格納容器スプレイ効果実証試験

当初＝４件（昭和５２〜５６年度／１９７７〜８１）

事故時に格納容器内に放出されるよう素を除去するための格納容器スプレイの効果を実証
熱除去試験及びよう素除去試験が実施された結果，従来から我が国において採用されて来た格納容器スプレイ効果に関する安全評価の妥当性が明らかになった 配管信頼性実証試験（昭和５０年度〜／１９７５〜）

配管のき裂伝播挙動を調べるための配管疲労試験及び万一配管が破断した場合のジェット力パイプホイップ現象等

 大型再冠水効果実証試験（昭和５３年度〜／１９７８〜）→ ２０１３年に設備を撤去

大型円筒炉心（実規模の約１／５） 大ＬＯＣＡ時のＥＣＣＳの炉心冷却効果を実証
平板炉心再冠水試験装置 二次元的な炉心冷却効果等を調べた ２Ｄ／３Ｄ（米、独と） 格納容器圧力抑制系信頼性実証試験 （昭和５３年度〜／１９７８〜）
約１／18セクターモデル格納容器を用いて、ＢＷＲ大ＬＯＣＡ時の熱水力現象を調べ、格納容器圧力抑制系の信頼性を実証

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安全研究年次計画
 国が実施すべき研究課題について、内容と実施機関、研究期間等を明示。
 原子力の安全研究は、Ｓ48年度（’73）から原子力委員会の下で実施された。1)
 Ｓ51年度（’76）に見直しが行われ、原子炉施設等及び環境放射能について5年間に実施すべき研究課題を挙げ、成果が得られる時期等を考慮した安全研究の年次計画が取りまとめられた。これにより原子力の安全研究は、その企画立案及び調整、成果の評価及び活用、国際協力の推進が図られ、より総合的計画的に実施されることとなった。
 Ｓ53（’78）年10月に原子力安全委員会が発足し、安全研究を担当した。
1960

1970
原子力委員会（1956〜）

JAERI 発足 SAFE

プロ

原子力
施設等
環境
放射能

T1, M1 運開

安全
研究（73-5）

1980

1990
Chernobyl AM 推奨

TMI

第１期
２
（1976-80） （81-85）

３（86-90）

第１期
２（1976-80） （81-85）

３（86-90） 研究分野毎に課題を検討（1） 水炉（2） 高速増殖炉（3） 核燃料施設検討会（4） 放射性物質輸送（5） 原子力施設耐震等（6） 確率論的安全評価等

 「重点研究分野」を設定

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2010

2020

原子力安全委員会

第１期

放射性
廃棄物

2000
JCO

規制委員会
M3 JAEA発足

1F

４
５（H13-17）（91-95） （96-2000） （01-05）

原子力
の重点
安全研
究計画
４
５
（H13-17） 第１期
２（91-95） （96-2000） （01-05） （05-09） （10-14）
２

３（94-98）
第１期 （H13-17）２高レベル 第１期（1986-90） （91-95） （96-2000） （01-05）

低レベル （1984-88） （89-93）「原子力施設等」 の 例
第４期
第５期
 ヒューマンファクタ
 高経年化 シビアアクシデント
 シビアアクシデント
 確率論的安全評価
 再処理

1) JAERI-Review 99-024 山本
2) ATOMICA
3) 原子力安全研究専門部会「安全研究年次計画総合評価（Ｈ13～17年度）」

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安全研究年次計画のテーマ
研究分野名Ⅰ．規制システム

Ⅱ．軽水炉

Ⅲ．
核燃料サイクル
施設

Ⅳ．
放射性廃棄物・
廃止措置

Ⅴ．新型炉

課題
数

研究項目名

原子力安全研究専門部会「安全研究年次計画総合評価（Ｈ１３～１７年度）」
実施機関

Ⅰ-1 リスク情報の活用

５

JAEA、海上技術安全研究所

Ⅰ-2 事故・故障要因等の解析評価技術

２

JAEA

Ⅱ-1 安全評価技術

８

JAEA、海上技術安全研究所

Ⅱ-2 材料劣化・高経年化対策技術

６

JAEA、海上技術安全研究所、物質・材料研究機構、産業技術総合研究所

Ⅱ-3 耐震安全技術

７

JAEA、海上技術安全研究所、建築研究所、防災科学技術研究所、
国土技術政策総合研究所

Ⅲ-1 安全評価技術（臨界安全、火災・爆発、閉じ込め、
中間貯蔵、輸送、データベース等）

２２

JAEA、海上技術安全研究所、産業技術総合研究所

Ⅳ-1 高レベル放射性廃棄物の処分

１９

JAEA、物質・材料研究機構、産業技術総合研究所、防災科学技術研究所、
原子力環境整備促進・資金管理センター、筑波大学

Ⅳ-2 高βγ廃棄物、ＴＲＵ廃棄物、ウラン廃棄物等の処理・処分

８

JAEA、日本分析センター、高エネルギー加速器研究機構

Ⅳ-3 廃止措置技術

４

JAEA、原子力研究バックエンド推進センター、産業技術総合研究所

Ⅴ-1 高速増殖炉の安全評価技術

１７

JAEA、物質・材料研究機構

Ⅵ．放射線影響Ⅵ-1 放射線リスク・影響評価技術

６５

JAEA、NIRS、環境科学技術研究所、日本分析センター、気象庁、気象研究所、
農林水産省農業環境技術研究所、海上保安庁、水産庁中央水産研究所、
静岡県環境放射線監視センター、国立健康・栄養研究所、放射線影響研究所、
広島大学、京都大学、北海道大学、大阪府立大学、東京理科大学

Ⅶ．原子力防災

Ⅶ-1 原子力防災技術

１６

JAEA、NIRS、日本分析センター、長崎大学、京都大学、金沢大学

Ⅷ．その他

MOX炉物理、コンクリート構造強度、
核データ、活断層、地震評価、宇宙線被爆、環境中放射線影響、内部被爆、医療等被曝、除染、再処理、廃棄物処理、等

４１

JAEA、NIRS、建築研究所、地震予知総合研究振興会、産業技術総合研究所、
海上技術安全研究所、環境科学技術研究所、原子力研究ﾊﾞｯｸｴﾝﾄﾞ推進ｾﾝﾀｰ、
産業創造研究所、福山大学、東京医科歯科大学、名古屋大学、大阪府立大学、
旭川医科大学、新潟大学

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原子力の重点安全研究計画 （１/２）
安全研究 原子力の重点安全研究計画（第１期、平成１６年７月、原子力安全委員会）
2004
 重点的に実施すべき安全研究のについて明確な基本方針を打ち出す。
 原子力安全の確保や安全規制に係る状況や、安全研究の実施を担う機関の体制が変化した（H13：中央省庁再編とNISA設立およびNIRS独法化、H15：JNES設立、H17：JAEA設立）ことから、原子力安全委員会及び規制行政庁が行う原子力安全の確保のための安全規制の向上に向けて、特に必要な研究成果を得るために重点的に進めるべき研究及びその推進に関する事項を新たに策定して、原子力安全委員会自らが関係機関に提示した。
「安全研究年次計画」は研究機関から安全研究として提案された研究課題を取りまとめたが、上述の評価を適確に実施するため、計画の初期段階において、重点安全研究計画に沿って各研究機関で計画及び実施されている研究課題や期待される研究成果等を原子力安全委員会として予め把握しておくこととした。

 安全研究を実施する上で中核的な役割を担うことが期待されるJAEAの設立から5年程度の安全研究のあり方を中心に示す（中期計画にシンクロ）と共に、新しい形での安全研究計画の策定であることから、問題認識や策定の目的・意義等を説明した。
問題意識の例：（２）原子力発電を中心とする原子力の利用と開発に係わる課題への対応 ①軽水炉に関する安全研究
我が国へ軽水炉が導入された時代に必要とされていた安全性を確保するための安全研究から、既存の軽水炉の安全性をより高いレベルで維持・向上するための安全研究へと、その必要性が変化している。
具体的には、、、

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重点安全研究計画のテーマ
安全研究年次計画（H13〜17）
2001〜
研究分野名

重点安全研究計画（第１期）
2005〜
JAEAでの項目分類（１６課題）

研究項目名

Ⅰ．規制システム

Ⅰ-1 リスク情報の活用
Ⅰ-2 事故・故障要因等の解析評価技術

研究分野名

研究項目名

Ⅰ．
規制システム

１.１ 確率論的安全評価(PSA)手法の高度化・開発整備

Ⅱ-2 材料劣化・高経年化対策技術

Ⅱ．軽水炉

Ⅱ-3 耐震安全技術
Ⅲ．
核燃料サイクル
施設

Ⅲ-1 安全評価技術（臨界安全、火災・爆発、閉じ込め、
中間貯蔵、輸送、データベース等）
Ⅳ-1 高レベル放射性廃棄物の処分

Ⅳ．
放射性廃棄物・廃止措置

Ⅳ-2 高βγ廃棄物、ＴＲＵ廃棄物、ウラン廃棄物等の処理・処分

１.２ 出力増強等の軽水炉利用の高度化に関する
安全評価技術２.１ 材料劣化・高経年化対策技術に関する研究

 ボトムアップから
トップダウンへ 安全の確保

Ⅴ．新型炉

Ⅴ-1 高速増殖炉の安全評価技術からより高いレベルでの維持・
向上へ

Ⅵ．放射線影響Ⅵ-1 放射線リスク・影響評価技術

 ．．．

Ⅶ．原子力防災

Ⅶ-1 原子力防災技術

 人的資源の

Ⅷ．その他

MOX炉物理、コンクリート構造強度、核データ、活断層、地震評価、宇宙線被爆、
環境中放射線影響、内部被爆、医療等被曝、除染、再処理、廃棄物処理、等

Ⅳ-3 廃止措置技術

２.１ 事故・故障分析、情報収集
１.１ 軽水炉燃料の高燃焼度化に対応した安全評価

Ⅱ-1 安全評価技術
Ⅱ．軽水炉

第２期、平成２１年８月、原子力安全委員会

１.１ 核燃料サイクル施設の臨界安全性に関する研究Ⅲ．
１.２ 核燃料サイクル施設の事故時放射性物質の放出・移行特性
核燃料サイクル施設
１.３ 核燃料サイクル施設の安全性評価に関する研究－基盤・開発研究の成果の活用－
１.１/２ 高レベル放射性廃棄物の地層処分に関する研究 / 同 －開発研究の成果の活用－

Ⅳ．
放射性廃棄物・ ２.１ 低レベル放射性廃棄物の処分に関する研究
廃止措置
３.１/２ 廃止措置に係る被ばく評価に関する研究/ 同 －開発研究の成果の活用－

活用と養成・確保、研究施設の有効活用と Ⅴ．新型炉
維持

１.１ 高速増殖炉の安全評価技術に関する研究－開発研究の成果の活用－

Ⅵ．放射線影響 １.１ 放射線リスク・影響評価技術に関する研究

Ⅶ．原子力防災 １.１ 原子力防災に関する技術的支援研究
分野と項目（Ⅰ〜Ⅶ）は「年次計画」と「重点計画（第一期）」で同一
Page 162014 Aug. 19 安全部会 夏期セミナー １Ｆ事故をふまえた安全研究原子力の重点安全研究計画 （２/２）
安全研究 原子力の重点安全研究計画（第２期、平成２１年８月、原子力安全委員会）
2009
第１期計画は、我が国の安全研究を推進する上で一定の役割を果たしてきたが、
 基礎・基盤的な安全研究の推進に関して、大学等の活用について具体的な方策が示されていない、
 研究成果の集約・分析や研究成果の規制への橋渡しに係る技術支援機関の支援体制が十分に整っていない等の問題点が検討ＷＧで指摘された。これらの問題点、原子力の安全確保や安全規制に係る国内外の主要動向、問題認識を踏まえ、第２期計画の目標を示す。

２．５ 第２期重点安全研究計画の目標
安全規制の科学的合理性を向上させるため、第２期では新たな科学技術的知見の創出及びその安全規制への円滑な活用と着実な反映を図ることを目標とする。
そのための基盤、すなわち規制と連係した研究のための人材及び組織の専門的能力、施設を維持・強化し、高い専門性に基づく先見的な安全研究を実施することにより、規制の技術的独立性を高める。
規制の技術的独立性 規制者が、産業界における技術提案（技術導入シナリオ）への受動的な対応に留まらず、中立的・客観的立場から、先見性をもって科学的・合理的規制判断を行えるよう高い専門性を有すること国が実施する安全研究はそのための基礎を提供するもののため、規制者が、常に規制の科学的合理性を追求し、高い専門性に基づく先見的な安全研究を適正な規模で行い、新たな科学技術的知見を安全規制活動に着実に反映する必要がある
安全研究の実施にあたっては、技術支援機関が、① 予期しなかった事象・課題が発生した場合にも対応出来るような高い専門性を持つこと、② 自らの専門性に基づき、必要に応じ、規制行政庁に対し適切な助言が出来ること、といった規制行政庁に対する技術的独立性を確保することが重要2014 Aug. 19

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第２期、平成２１年８月、原子力安全委員会

重点安全研究計画のテーマ
重点安全研究計画（第１期）
2005〜
研究分野名
Ⅰ．規制システム

重点安全研究計画（第２期）
2010〜

研究項目名

研究分野名

Ⅰ-1 リスク情報の活用（重点安全研究分野）

Ⅰ-2 事故・故障要因等の解析評価技術

Ⅰ．規制システム

Ⅱ-1 安全評価技術
Ⅱ．軽水炉

Ⅱ-2 材料劣化・高経年化対策技術

Ⅱ．軽水炉（軽水炉施設、
核燃料サイクル
施設、新型炉）Ⅱ-3 耐震安全技術
Ⅲ．
核燃料サイクル
施設

Ⅲ-1 安全評価技術（臨界安全、火災・爆発、閉じ込め、
中間貯蔵、輸送、データベース等）
Ⅳ-1 高レベル放射性廃棄物の処分

Ⅳ．
放射性廃棄物・廃止措置

 高い専門性に

Ⅳ-3 廃止措置技術の支援体制の充実

Ⅴ-1 高速増殖炉の安全評価技術

Ⅵ．放射線影響Ⅵ-1 放射線リスク・影響評価技術

Ⅶ．原子力防災

Ⅶ-1 原子力防災技術

Ⅲ．放射性廃棄基づく先見的な 物・廃止措置
安全研究
 規制支援機関

Ⅴ．新型炉○ リスク情報の活用○ 事故・故障要因等の解析評価技術○ 安全評価技術○ 材料劣化・高経年化対策技術○ 耐震安全技術○ 地層処分技術

Ⅳ-2 高βγ廃棄物、ＴＲＵ廃棄物、ウラン廃棄物等の処理・処分

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研究項目名○ 余裕深度処分･浅地中処分技術○ 廃止措置技術（廃止措置、関連する廃棄物の処理技術等）

Ⅳ．放射線影響○ 放射線リスク・影響評価技術

Ⅴ．原子力防災○ 原子力防災技術（基礎・基盤的な安全研究） 目的：将来実施される安全研究や予期しなかった事象・課題が発生した場合の対応に必要とされる専門的知識・能力の取得・向上
 専門的能力の向上、人材育成並びに関連研究施設の整備及び将来の原子力開発計画と不可分である安全研究につながるもの 中・長期的視点から実施される研究 大学等の役割を期待 分野の例： 炉物理・炉工学、燃料・材料工学、化学工学、生物学、医学、放射線生体影響・環境影響科学、等

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原子力の重点安全研究計画の推進体制
第２期、平成２１年８月
原子力安全委員会

資源エネルギー庁？

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原子力安全基盤小委員会の役割 （１/２）
「原子力安全基盤小委員会」の設置
H18年7月 総合資源エネルギー調査会 原子力安全・保安部会
2006

 目標： 規制ニーズに応じた安全研究の企画、立案から実施、評価に至る政策サイクルにおいて客観性・透明性の向上を図り、安全研究ニーズ、安全研究事業等について幅広く専門的、技術的な観点から検討を加え、関係組織間の連携を図る。 このため、安全研究ニーズおよび安全研究ニーズに基づく安全研究事業の内容、実施体制、成果の活用、広報等に関して審議する。
第一回委員会資料の一部
g61010b04j.pdf

参考2014 Aug. 19「原子力立国計画」（H18年8月）
総合資源エネルギー調査会 電気事業分科会 原子力部会

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原子力安全基盤小委員会の役割 （２/２）
「原子力の安全基盤の強化について」 H19年10月 基盤小委報告
 検討のプロセス：2007

推進と規制という二項対立を越えた形で産業界や規制当局等における原子力安全基盤の強化の方策を議論（委員に電力業界やプラントメーカ業界、オブザーバに原子力政策当局が参加）、安全分野での学協会の役割の高まりを反映（原子力学会、機械学会、電気協会の標準委員会等から参画）、技術戦略マップの策定等が併行して進められ、産業界、規制当局、政策当局、研究開発機関、学協会等関係者が一同に会し、今後の安全基盤についての継続的で熱心な議論がなされた 原子力安全確保の観点からの「対応の考え方」：
原子力安全基盤研究 安全基盤研究に係るロードマップを策定し産業界と規制当局の役割を明確化して考え方をロードマップに反映。 規制当局の判断の独立性、研究実施の透明性を確保しつつ、安全基盤研究を産業界及び規制当局が連携して行うことは、研究資源の効率化の観点から望ましい
規格基準の策定と学協会の取組み
関係の学協会が連携し、産学官の意見を踏まえ、規格基準の体系的整備に関する優先順位を含めた戦略の策定が重要。さらに、規格基準等標準の策定に加え、安
全基盤研究や規格基準に係るロードマップの策定、安全規制制度等安全確保のあり方の提言等においても主たる役割を果たすことが期待される。
人材基盤
人材問題は基本的に需要と供給の関係で決まるため、産官は教育研究機関へ具体的なニーズを示すことが重要 〜〜 「原子力専門家人材マップ」（H19年7月、NISA + IAE）
研究施設基盤
先見的な視点、中長期的な視点も念頭に、設備を利用する安全基盤研究の課題がロードマップ上に明確に位置付けられ、国際協力／共同研究の実施も十分に考慮する
知識基盤 安全規制の高度化に際し、保全品質、故障率、人間信頼性等、安全情報の新データは産業界に依るため、規制当局は客観性・信頼性等を確保した上で産業界のデータ活用が基本的考え方
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ロードマップの役割
ロードマップとは？

ある研究開発に関して、将来のニーズやターゲット（目的地）を定め、到達に必要な研究開発の手順・ステップ（道順）や中間目標（マイルストーン）を示したもの

 「技術戦略マップの作成について」 第８回研究開発小委員会／METI 産業技術環境局（Ｈ16年7月）
１．政府研究開発プロジェクトの重点化「技術戦略マップ」（技術マップ、ロードマップ）を策定・共有することにより、研究開発プロジェクトをより効果的・効率的に立案・実施する。
 初めて分野全体を俯瞰し、今後取り組むべき研究テーマをまとめた。
 研究開発以外の政策のあり方を含む「導入シナリオ」、 技術の俯瞰を行う「技術マップ」、
個別技術の研究開発目標を年度展開した「ロードマップ」、の３部構成とした（H17年1月）

 「技術戦略マップ２００６」
経済産業省、ＮＥＤＯ、産総研等の関係者が、政府研究開発投資の判断の基盤となる共通の戦略を共有し公表していくことで、持続的に一貫性のある投資が行えるような研究開発マネジメントのインフラを整備することが必要 「原子力安全規制に関する課題の整理」 原子力安全・保安部会 基本政策小委員会（H22年2月）
研究ロードマップ 研究目的の達成までの課程を時系列に表現
 長期的な視野に立ち、その間の技術の進展予測などを行い、それぞれの研究事業におけるメリット、デメリット、リスク、必要性や達成した場合の社会的な波及効果等、様々な視点から評価・検討を行い、合理的かつ効果的な研究体制構築を目指す
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原子力安全に係るロードマップ
 「原子力の安全基盤の確保について」総合資源エネルギー調査会 原子力安全・保安部会（H１３年６月２７日、同年１月に省庁再編= 原子力安全・保安院（NISA）設立＠METI）
2001
２．知識基盤（安全基盤研究等）(2)対応の方向 ⅱ） 産学官によるロードマップづくり・ピアレビュー
国による安全基盤研究には、明確な戦略と計画が必要である。
産学官によるピアレビューを行い、中長期的な課題を把握し、課題解決に向けたロードマップづくり、
実施主体の選定方法、財政的負担の在り方等について方針を決めることが求められる。

 「原子力安全研究ロードマップの整備」 H17年12月13日原子力安全基盤機構 規格基準部
 ＪＮＥＳは、原子力安全・保安院の安全研究ニーズに基づき、安全研究計画を、内部タスクチームによるテーマの摘出および外部学識経験者で構成する技術研究会によるレビューを通して策定
 上記のスキムでとらえきれない安全研究ニーズ及び実施中の関連研究を確認し、JNES計画を確認するとともに、原子力安全に係る重要課題に対して産学官が共通認識を有し、それに沿った活動を促進することが重要と認識し、ロードマップ整備に着手。
 ロードマップ作成の分野は、原子力学会が「原子力安全」調査専門委員会の下に設けた「発電炉の安全に関する研究ニーズ調査ワーキンググループ」による発電炉の安全に関する研究ニーズ調査や米国における動向調査に基づいて決定。
 H１６年度に（１）燃料高度化、（２）高経年化対応、（３）軽水炉高度利用（出力向上）の３分野に重点化して
ロードマップを整備すると共に、（４）高レベル放射性廃棄物処分について前段階に当たる安全研究ニーズの調査を行った。
 産学官が対等の立場で参加できる日本原子力学会に委託し、学会主導で検討分野ごとに専門家によるワーキンググループにより検討を実施。（産学官のバランス重視）
日本原子力学会誌 Vol. 48, No. 2（2006） 94-107
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安全研究ニーズの整理・分析、ロードマップ作成のフロー JNES 「原子力安全研究ロードマップ整備に関する報告書」平成16, 17, 18年度
 日本原子力学会誌 Vol. 48, No. 2（2006） 94-107 （JNES H16年度報告書に対応）
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学協会等におけるRM（安全基盤研究関連）の整備状況

総合資源エネルギー調査会 原子力安全・保安部会
原子力安全基盤小委員会
安全基盤研究ワーキンググループ報告～原子力の安全基盤研究の効果的な実施について～
平成２２年３月

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総合資源エネルギー調査会 原子力安全・保安部会
原子力安全基盤小委員会（第11回）
平成22年3月1日

ロードマップの利用 （例）

安全研究計画と安全基盤研究ロードマップ（概要図）
国全体の方針原子力政策大綱

原子力の重点安全研究計画

原子力安全・ 保 安 部 会 報 告原子力安全・保安部会原子力安全基盤小委員会

安全研究計画の作成に際し、産業界、保安院、JNES の効果的な役割分担と連携を確保する観点から、ロードマップを参照する

規制課題、 安全研究ニーズ、 安全研究計画のレ ビ ュ ー

安全基盤研究ロードマップ
aロードマップ

原子力安全・保安院（NISA）

原子力安全基盤機構（JNES）

学協会等

bロードマップ

毎年作成
NIS Aミッションペーパー

安全研究計画の策定･･･…
…
（ ロ ード マッ プに必要な要素）
・ 研究ニーズ(産業界、 国(推進側を含む))、 研究目標・ 技術動向、 技術水準、 目標達成への課題
・ 目標達成時期、 ス ケジ ュ ール・ 関係者 の役割分担

Ａ分野

B分野
･

Ｘ課

･･
協議

Ｙ課

･･･

確認
（ 課 室 業 務 計 画 ）（ 構 成 案 ）ロ ード マッ プ ・ 当 該 分 野 の規制上の課題（ 研 究 に関係する も のに限る ）策定への参画 ・ 技 術 課 題 （ 国 が実施する 必 要 性 を 含 む ）・ 具 体 的 な研究テーマと 成 果 の活用法
・ 研 究 の実施期間 等

・ 基 本 的 考 え方・ 具 体 的 目 標
・ 実 施 計 画・ 規制課題

情報収集
作成
意見交換

策定

提示
整理・ と り ま と め

コ ン セン サス

学
産

役割分担
連携

・ 安全研究ニーズの抽出
意見交換・ 安全基盤研究ロ ード マッ プの参照

官

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調整

規制課題案の検討

・ その他参考と なる 情報安全部会 夏期セミナー １Ｆ事故をふまえた安全研究

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総合資源エネルギー調査会 原子力安全・保安部会
原子力安全基盤小委員会 安全基盤研究ワーキンググループ報告～原子力の安全基盤研究の効果的な実施について～
平成２２（2010）年３月

NISA・JNESの安全研究
研究分野

技術基盤

重点安全研究計画（第２期）
2010〜

研究項目

研究分野名

国内外の事故・トラブルや規制動向等の安全情報、リスク情報の活用等基盤的な知見の収集整備、その他安全規制に関する検討を実施
する上で必要な情報の収集分析等（重点安全研究分野）

発電炉（含、高速炉）の安全審査に使用する規発電炉設計審査 制基準や、安全設計・評価手法の整備・見直し
その妥当性確認のための知見の収集・整備等
発電炉（含、高速炉）の高経年対策など運転中のプラントの安全確保に必要な規制基準、検発電炉運転管理
査技術、補修技術の妥当性確認のための知見の収集・整備等
核燃料サイクル

安全研究計画の作成単位

燃料加工施設、再処理施設、中間貯蔵施設及び燃料輸送に対する規制基準の整備、検査技術の向上等のための知見の収集・整備等

バックエンド放射性廃棄物処分、原子力施設の廃止措置
及びクリアランスに関する安全規制に係る安全評価手法、技術基準整備のための知見の収集・整備等

原子力防災

原子力施設等の緊急時の災害対応技術。原
子力発電所のシビアアクシデント対策についての知見の収集整備2014 Aug. 19

Ⅰ．規制システム
Ⅱ．軽水炉（軽水炉施設、
核燃料サイクル
施設、新型炉）

研究項目名○ リスク情報の活用○ 事故・故障要因等の解析評価技術○ 安全評価技術○ 材料劣化・高経年化対策技術○ 耐震安全技術○ 地層処分技術

Ⅲ．放射性廃棄物・廃止措置○ 余裕深度処分･浅地中処分技術

Ⅳ．放射線影響○ 放射線リスク・影響評価技術

Ⅴ．原子力防災○ 原子力防災技術○ 廃止措置技術（廃止措置、関連する廃棄物の処理技術等）（基礎・基盤的な安全研究） 目的：将来実施される安全研究や予期しなかった事象・課題が発生した場合の対応に必要とされる専門的知識・能力の取得・向上
 専門的能力の向上、人材育成並びに関連研究施設の整備及び将来の原子力開発計画と不可分である安全研究につながるもの 中・長期的視点から実施される研究 大学等の役割を期待 分野の例： 炉物理・炉工学、燃料・材料工学、化学工学、生物学、医学、放射線生体影響・環境影響科学、等

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安全基盤研究の関係組織（概要図）

安全研究をより効果的に実施するため、
JNESを安全研究の中核的役割を果たす組織（TSO）であることを明確にするよう提言
総合資源エネルギー調査会 原子力安全・保安部会
原子力安全基盤小委員会 安全基盤研究ワーキンググループ報告～原子力の安全基盤研究の効果的な実施について～
平成２２年３月

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マッチングファンド研究「原子力の安全基盤研究の効果的な実施について」
平成２２年３月 原子力安全基盤小委員会 安全基盤研究ワーキンググループ報告

４．産業界と保安院及びJNES との役割分担と連携及びロードマップについて
４．２ 産業界と保安院及びJNES が共同研究を実施する際の要件
 規制側と被規制側の共同研究は、予算の制約や技術的観点から必要性の高まりが想定される。
実施に際しては、規制判断の中立性に影響を与えないことを示し、メリットの十分な活用を期待 被規制側が関与する安全関連研究の成果の活用については、安全規制に有益な研究成果であれば、専門的かつ客観的に十分な妥当性の確認を経た上で安全規制に活用することが適当
 規制側と被規制側の共同研究も同様に、専門的かつ客観的に十分な妥当性の確認を行えることが要件。 中立的な評価委員会において、研究計画、試験計画、試験方法、試験データの取扱い等を厳正にチェックし、規制判断の中立性に影響を及ぼすことのない研究となっていること等を確認する
 十分な情報公開が不可欠。研究の目的、スケジュール、費用、当事者の役割分担、会議等の議事
結果等の情報を公開し、それらへの外部からの自由なアクセスを確保する。試験データ公開に際する知的財産保護については、透明性確保の観点から原則的に公開が基本。ただし、このような懸念を惹起しない十分な透明性が確保される場合、試験データの公開の範囲や時期など個別に適切な対応を検討する余地がある

マッチングファンド研究の例（JAEA、JNFL、JNESで締結、平成２０〜２５年度）「再処理施設における放射性物質移行挙動に係る研究に関する協定」
 NSCによる核燃料サイクル施設へのRIR導入の推奨、耐震設計審査指針改定を受けた規制行
政庁から再処理施設設置者への残余のリスクの評価に向けたPSA手法整備の要請に対応
 再処理施設の高レベル濃縮廃液が沸騰して乾固状態に至る事象を対象として、
放射性物質の施設外への放出量評価に必要なデータを取得する
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Memo2014 Aug. 19

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アクシデントマネジメント
 経緯
 １Ｆ事故時の有効性

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アクシデントマネジメント（AM）整備について 原子力安全委員会（以下、NSC）はS６２年７月、原子炉安全基準専門部会に「共通問題懇談会」を設置

チェルノブイリ事故= Ｓ61（’86）年 4月

 H４（’92）年３月、同懇談会は「シビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントに関する検討報告書」を答申し、NSCは「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントについて」を決定（Ｈ４年５月２８日）。
同年７月、旧通商産業省は事業者にAMの整備を要請。
 H６年３月、事業者は確率論的安全評価（PSA）の結果等に基づき有効なAM 策を検討・抽出し、AMの整備方針を旧通産省へ報告。
同年１０月、旧通産省は検討結果をNSCへ提出し、事業者へH１２年を目途に、運転中及び建設中の全原子力施設にAM を整備するよう、促した。
10年
 H１４年１月、原子力安全・保安院（以下、NISA）は電気事業者に対し、代表原子力発電施設等以外のPSA（AM導入後の評価）の実施を依頼。
 H１４年５月、事業者はNISAに「AM整備報告書」「AM整備有効性評価報告書」を提出。同年１０月、NISAはこれに対する「評価報告書」をとりまとめ。
 H１６（2004）年３月、事業者はNISAに「AM整備後確率論的安全評価報告書」を提出。同年１０月、NISAはこれに対する「評価報告書」をとりまとめ。
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福島第一原子力発電所のAM策
アクシデントマネジメント（AM）策1. 原子炉の停止機能(1) 出力低下のための再循環ポンプトリップ (RPT)(2) 異常条件下で炉心スクラムさせる代替制御棒挿入 (ARI)
2. 原子炉および格納容器への注水(1) 代替注入法（消火系）(2) 原子炉自動減圧(ADSの信頼性向上)

消火ポンプ
圧力 ≤ １０気圧のため注水に制限

3. 格納容器内の除熱機能(1) ドライウェルクーラー及び冷却材浄化系による代替除熱(2) 格納容器冷却系の回復（余熱除去系）
１号機の水素爆発等で(3) 耐圧強化ベント
高線量条件となり、

1F1

1F2〜5

1F6

(BWR-3)(BWR-4)(BWR-5)

○

○

○

○

○

○

○

○

○

−

○

○

○
○
○

○
○
○

○
○
○

○
○
○

○5
○
○

○
○
○

適時のベントが困難に

4. 安全機能の確保(1) 電源の号機間融通 （隣接炉間）(2) 非常用ディーゼル発電機の回復 （故障時の回復操作）(3) 専用非常用ディーゼル発電機の使用 （２、４、６号機へ空冷DG設置）

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福島第一事故 AM（減圧 ＋ 代替注入）の困難
津波による浸水で機能を喪失した電源がＡMの前提だった格納容器ベント 弁（空気操作弁、AOV）を開けるには蓄電池や空気圧縮機を現場に搬入•仮設する必要があったが、高い放射線や暗闇など厳しい作業環境に阻まれ、操作が遅れた。

原子炉圧力容器（RPV）の減圧①②

 逃し安全弁(SRV)を開けるのに時間を要した。

代替注入
 有効なAM策として十分に実施できなかった。
発電所の消防車による注水が試みられたが、ポンプの吐 出 圧 力 （ 10 気 圧 ） よ り 原 子 炉 の 圧 力 が 高 く 、
注水できない事例もあった。
炉心の過熱
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水素の発生

格納容器の漏洩安全部会 夏期セミナー １Ｆ事故をふまえた安全研究③

水素爆発
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隣接炉電源の号機間融通
原子力安全に関するIAEA閣僚級会合への日本政府報告書（2011年6月）(A)経路: 交流電源 6.9 kV(M/C は直流電源が健全なときのみ作動)(B)経路: 交流電源 480 V(MCC は手動、通常運転時に MCC は開固定)

M/C: メタルクラッド・スイッチギア
P/C: パワーセンター
MCC: モーターコントロールセンター

 非常用空冷D/Gは ３基全て健全だった
 ６号機のみ接続可能（他はM/Cが水没）→ ５号機と使用済み燃料プールへ給電
最近の動き
隣接炉
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OECD/NEA/CSNI ROBELSYS
Workshop April, 2014

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原子炉建屋

電源の状況

D/G: ディーゼル発電機
DC: 蓄電池

原子炉建屋

タービン建屋

タービン建屋

×

X: 浸水
O: 健全

×

×

空冷

○

× M/C
×

×

原子炉建屋

原子炉建屋

タービン建屋○×

タービン建屋

空冷

×

○

原子炉建屋

× M/C
×

×

原子炉建屋

タービン建屋○ × M/C

タービン建屋×

電磁弁励磁機構

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× 海水ポンプ

○
空冷

○

○

○
原子力安全に関するIAEA閣僚級会合への日本政府報告書（2011年6月）

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M/C及びP/C （２Ｆ１の例）
津波直後の海水熱交換器建屋
低圧系Ｐ／Ｃ の状況

Ｍ／Ｃ １Ｃ
復旧後の状況

M/C: メタルクラッド・スイッチギア

P/C:

パワーセンター
写真：東京電力2014 Aug. 19

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福島第一事故での主な技術的問題点
 電源に依拠したアクシデントマネジメント（AM、H１４年）
 津波への備え（浸水対策も）が不十分
 外部電源（交流）、非常用Ｄ/Ｇ（交流）、直流電源 〜 同時喪失
 安全設計審査指針（旧原子力安全委員会）（抜粋）
指針27 電源喪失に対する設計上の考慮「原子炉施設は、短時間の全交流動力電源喪失に対して、原子炉を安全に停止し、かつ、停止後の冷却を確保できる設計であること。」

解説「長期間にわたる全交流動力電源喪失は、送電線の復旧又は非常用交流電源設備の修復が期待できるので考慮する必要はない。 非常用交流電源設備の信頼度が、系統構成又は運用（常に稼働状態にしておくことなど）により十分高い場合においては、設計上全交流動力電源喪失を想定しなくてもよい。」

 格納容器ベントの遅れ と 不十分な代替注入 不十分なシビアアクシデントの対策（発生防止、終息、影響緩和）
 炉心水位計など計測機器の誤表示 や 逃し安全弁（SRV）等の操作不全
 格納容器の過熱・過圧による破損→ 水素や放射性物質の原子炉建家や大気への大量放出
 建家の水素爆発の防止策の欠如、排気経路（共通配管）の設計

 使用済燃料プールの長期冷却機能の喪失
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新安全基準と安全研究
 １Ｆ事故の教訓（要請） 現在・今後の計画

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福島第一事故の教訓について （1/3）
アクシデントマネジメント（AM）策の整備
 1992年、原子力安全委員会 決定「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメント（AM）について」
 既に十分に低く抑えられている原子炉施設のリスクを一層低減するもの
として位置付けた。
 基本的内容は内的事象に関する確率論的安全評価（PSA、1994年）によって摘出された対策にとどまり、以後、見直されなかった。

 2011年10月、原子力安全委員会 決定 ’92年の決定を廃止し、「シビアアクシデントの発生防止、影響緩和」に対して規制上の要求や確認対象の範囲を拡大する、とした。
教訓
 「シビアアクシデント評価手法 及び AMの高度化」
が 重要 「シビアアクシデントを想定した緊急時への準備の充実」
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福島第一事故の教訓について （2/3）
低頻度高影響事象
 地震や津波、その結果としての溢水、火災、爆発などを含む
低頻度高影響の外的事象について、充分に検討・対策する必要がある。さらに、噴火、ダムの決壊、極端な悪天候（巨大台風、竜巻など）の他、テロリズムなど人為的外的事象も視野に入れた検討が必要。
 AMの導入・評価では内的事象のPSA（確率論的安全評価）が使われ、外部電源や非常用D/Gによる所内電源復旧の成功が高確率で評価され、電源車や仮設蓄電池の確保等の対策が採られなかった。
 外的事象を考慮すると電源復旧の可能性は低くなり、安全重要機器の共通要因故障の可能性が高くなる。
教訓

「低頻度高影響の外的事象への対応」
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が重要

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福島第一事故の教訓について （3/3）
継続的改善 2011年10月、原子力安全委員会決定
 原子炉設置者は、規制による要求の範囲にとどまらず、合理的に実行可能な全ての努力を行うべきである。
 規制の役割は、技術的独立性に基づいて、防護策の有効性を継続的に評価・監視し、合理的に実行可能な防護策が的確に採り入れられることを促し、確認することにある。
 規制の内容は、防護技術の進展や安全評価の手法の進歩によって合理的に実行可能な範囲が変化することを考慮し、変化を適切に取り込むことを含めて継続的な改善が図られるべきである。

 原子力規制委員会は2012年10月、新規制基準の策定を開始
 安全評価へのシビアアクシデントの考慮 と 設計基準対応の改善
 自然災害やテロリズムの考慮 と バックフィットの実施
教訓

 プラント個々の安全策の実力を測る技術の整備・改良を進め、継続的な改善を図ること
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安全部会 夏期セミナー １Ｆ事故をふまえた安全研究が重要Page 42

原子力設備の深層防護の設計について「内的事象」への対応
レベル

１

プラントの状態
通常運転

目 標
異常発生の防止設備の事例（BWR）
設計、建設、運転、保守で高い信頼性を確保

２

予期される運転時
異常•故障のの異常過渡•故障
事故への拡大防止（設計基準）

炉停止（スクラム）、給水制
御、安全保護系、RCIC、SRV
など

３

事故
（設計基準）

ECCS（ADSを含む）、RHR、
PCV、EDG、SGTS など

４

設計基準を超える シビアアクシデントの 代替注水、代替電源、
事故発生防止•影響緩和 代替RHR、格納容器ベント、
シビアアクシデント （施設内対策）
SLC など５

防災

事故の拡大防止施設外対策2014 Aug. 19

備考

安全部会 夏期セミナー １Ｆ事故をふまえた安全研究

主に
設備設計、
事故時手
順で対応

主に
アクシデン
トマネジメ
ント（AM）
で対応

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旧安全審査指針類

 原子炉設置許可申請に対する安全性の妥当性判断の基礎 原子力安全保安院の審査と原子力安全委員会の２次審査（ダブルチェック）http://www.nsr.go.jp/archive/nsc/shinsashishin/index.htm

安全の目標

安全対策
立地

指針類
基本

専門部会報告書等

補完

原子炉立地審査指針
適用に関する判断めやす

安全機能重要度分類
定90改06定64改89

耐震設計
定78改81、01全改06

設計

安全設計審査指針

定80改90、02、07

事故時放射線計測
定81改88、90、06

安全評価

安全評価審査指針
定75全改90改01

PWR炉心熱設計評価

定88改90、00

RIA評価

定84改90

BWR Mark-I CV
圧力抑制系動荷重評価

建設

BWR 9x9燃料

了承94

BWR炉心熱設計手法
熱的運転制限値決定手法
BWR炉心熱的運転制
限値決定手法の適用
審査会77

PWR 17x17燃料

審査会76

Post-BT燃料健全性評価分科会報告書
了承06

ECCS性能評価
定78全改81、88、90、92

線量目標

審査会74

審査会76

火災防護

定67改77全改90改01

公衆の安全
を 確保

BWR 8x8燃料

燃料被覆管の機械的不破損の解釈明確化

了承85改90

ECCS性能評価用
崩壊熱データ

了承92

定87改90

同 BWR Mark-II CV

RIA時高燃焼度燃料

定81改90運転

策定•改訂 → 必要の都度、行われてきた。
 新技術の導入  原子力施設の事故
 自然現象 国際的な基準との整合性

その他

了承98

シビアアクシデント対策
アクシデントマネージメント
定92改97

原子力施設防災対策
定80改89〜2010（14度）

2014 Aug. 19

安全部会 夏期セミナー １Ｆ事故をふまえた安全研究

Page 44新しい規制基準（原子力規制委員会）
 2013年7月施行 = 法律

新基準の概念（2012年10月検討開始）

新規制基準

 深層防護に基づき、シビアアクシデントへ対応

重大事故等対処施設

従 来

アクシデントマネジメント（事業者の自主保安）（規制の対象外）

炉心損傷の防止策
格納容器損傷の防止策
放射性物質の放出防止策
テロ対策（航空機衝突）など

自然災害や火災対策を充実
強化： 地震•津波対策、
電源•冷却設備•火災
新設： 内部溢水•自然災害対応

2014 Aug. 19

 低頻度高影響の外的事象（自然災害、テロなど）を考慮
 現行炉への適用（バックフィット）設計基準対象施設
設計基準（規制の対象）新設→ 福島第一事故の進展に
添った整理

従
来
の
強
化

 性能要求と最小の対応例を示し、継続的改善を促す
 世界で最も厳しい基準
 最適・的確な対策
 厳密な性能確認

安全部会 夏期セミナー １Ｆ事故をふまえた安全研究

Page 45

新しい規制基準
主な規則と内規 （実用発電用原子炉）
http://www.nsr.go.jp/activity/regulation/sekkei/hourei1.html

内規規制基準関連規制委員会規則
審査基準

2013年7月施行の法律

影響評価ガイド
設置、運転等に関する規則

設置（変更）許可申請に係る
運用ガイド

火山

位置、構造及び設備の基準に関する規則

同規則の解釈技術基準に関する規則

同規則の解釈設置者の設計と工事に係る品質管理方法、
その検査組織の技術基準に関する規則

竜巻

工事計画に係る手続きガイド

内部溢水
外部火災

同規則の解釈

手続き関連

特定機器の型式証明 及び型式指定運用ガイド

外部溢水

審査ガイド

燃料体の技術基準に関する規則

炉心損傷、PCV破損 防止対策の有効性評価
火災防護に係る審査基準

設置者の重大事故の発生・拡大防止措置の実施に必要な技術的能力に係る審査基準
制御室の居住性に係る被ばく評価手法
航空機落下確率の評価基準
ECCS、PCV熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等

2014 Aug. 19

SFP

燃料損傷防止対策の有効性評価

停止炉 燃料損傷防止対策の有効性評価
重大事故時の制御室と緊急時対策所の居住性〜被ばく評価
敷地内、周辺の地質・地質構造調査
基準地震動、耐震設計方針
基準津波、耐津波設計方針
基礎地盤、周辺斜面の安定性評価

工認審査ガイド
耐震設計

耐津波設計

安全部会 夏期セミナー １Ｆ事故をふまえた安全研究

Page 46

「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」
第２章 設計基準対象施設

第３章 重大事故等対処施設

3. 設計基準対象施設の地盤4. 地震による損傷の防止
5. 津波による損傷の防止
6. 外部からの衝撃による損傷の防止
7. 発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止
8. 火災による損傷の防止
9. 溢水による損傷の防止等
10. 誤操作の防止
11. 安全避難通路等
12. 安全施設
13. 運転時の異常な過都変化及び設計基準事故の拡大の防止
14. 全交流動力電源喪失対策設備
15. 炉心等
16. 燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設
17. 原子炉冷却材圧力バウンダリ
18. 蒸気タービン
19. 非常用炉心冷却設備
20. 一次冷却材の減少分を補給する設備
21. 残留熱を除去することができる設備
22. 最終ヒートシンクへ熱を輸送することができる設備
23. 計測制御系統施設
24. 安全保護回路
25. 反応度制御系統及び原子炉制御系統
26. 原子炉制御室等
27. 放射性廃棄物の処理施設
28. 放射性廃棄物の貯蔵施設
29. 工場等周辺における直接ガンマ線等からの防護
30. 放射線からの放射線業務従事者の防護
31. 監視設備
32. 原子炉格納施設
33. 保安電源設備
34. 緊急時対策所
35. 通信連絡設備
36. 補助ボイラー2014 Aug. 19（設置許可基準）（例）

37. 重大事故等の拡大の防止等
38. 重大事故等対処施設の地盤
39. 地震による損傷の防止
40. 津波による損傷の防止
41. 火災による損傷の防止
42. 特定重大事故等対処施設
43. 重大事故等対処設備
44. 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
45. 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
46. 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
47. 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
48. 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
49. 原子炉格納容器内の冷却等のための設備
50. 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
51. 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
52. 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
53. 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
54. 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
55. 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
56. 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
57. 電源設備
58. 計装設備
59. 原子炉制御室
60. 監視測定設備
61. 緊急時対策所
62. 通信連絡を行うために必要な設備「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」の制定について
制定 平成２５年６月１９日 原子力規制委員会決定

安全部会 夏期セミナー １Ｆ事故をふまえた安全研究

Page 47

新しい規制基準
新しい対策の深層防護との対応（概略）
レベル１

レベル２

レベル３

レベル４

レベル５

通常運転

異常過渡•故障（設計基準）

事故（設計基準）

設計基準を超える事故
シビアアクシデント*

防災（避難）

強 化

新 設

*重大事故

シビアアクシデントの発生防止 ＋ 進展防止

地震•津波対策
活断層の調査津波対策

 12〜13万年前まで
 それ以降の活動性が明確に判断できない → 40万年前まで






防波堤のかさ上げ
防潮堤の設置
水密扉（防水性）
海水ポンプの防護

空冷式非常用電源
電源車
可搬式消防ポンプ
海水ポンプ用モーターなどの予備がれき撤去用重機

シビアアクシデントの進展防止 ＋ 影響緩和 フィルターベント（格納容器の減圧）
 大容量注水ポンプ

電源の強化
複数の外部送電線経路、など

シビアアクシデントの影響緩和

その他の自然災害や火災などの設計への考慮
火山、竜巻、森林火災

2014 Aug. 19







 放水砲（格納容器の外部冷却等）
 シルトフェンス（放水口）
 特定重大事故等対処施設（航空機衝突時の緊急時制御室）

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Page 48

原子力規制委員会の安全研究計画「原子力規制委員会における安全研究の推進について」 H２５年９月２５日
2013

基本的考え方 原子力安全を継続的に改善していくための課題に対応した安全研究を原子力規制委員会（NRA）及び所管する独立行政法人等が実施し、科学的知見を蓄積していく 蓄積された科学的知見が原子力安全規制等に的確に反映され、継続的な改善につながるよう、安全研究を実施
 安全研究が原子力安全規制等における課題に対応し、その優先度を踏まえたものとなるよう、関係機
関が常にその内容を調整していく

安全研究の進め方
 NRAが原子力安全規制等における課題を解決するための研究分野を特定し、それを踏まえた優先
順位の設定と毎年度ごとの安全研究の進捗状況、および研究成果の原子力安全規制等への活用状
況等の評価を行い、必要に応じて改善を実施いく

対象とする安全研究
 NRAが直接執行する予算並びに所管または共管するJNES、JAEA、NIRSが執行する予算のうち、以下の安全研究を対象とする。ただし、新たな実験、解析、分析等を伴わない調査等は含めていない① 規制基準・制度、具体的判断基準等 規制基準や制度、審査･検査等に用いる具体的判断基準、技術マニュアの整備に資する研究
ル、解析コードの開発・整備･検証等を目的とする研究② 原子力安全規制等を実施する際の判断に必要な技術的な知見の取得

審査、検査、施設健全性評価、その他の事業者に対する指導等を行う際、その検証の精度を上げるために必要なデータ取得を目的とする研究③ 技術基盤の維持/構築

将来にわたって原子力規制委員会の業務を的確に実施していくために必要な技術基盤の維持あるいは構築を目指す研究2014 Aug. 19

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Page 49

安全研究が必要な研究分野（原子力規制委員会）
カテゴリー

番号

1－1
1－2
1－3
１．原子炉施設
1－4
1－5
1－6
2－1
２．特定
2－2
原子力施設
2－3
3－1
3－2
３．共通要因故障
3－3を引き起こす3－4
内部・外部事象
3－5
3－6
４．核燃料
4－1
サイクル 4－1
5－1
５．バックエンド
5－2
６．原子力防災
７．核物質防護８．放射線計測・放射線
防護9－1
９．横断的課題
9－2
9－3

研究分野

期間

安全解析手法、解析コードの整備
重要性が高いと軽水炉の事故時の熱流動現象に係る技術的知見の整備 考えられる研究分野
重大事故に係る技術的知見の整備
燃料の規制基準に係る技術的知見の整備
運転期間延長認可制度及び高経年化対策制度に係る技術的知見の整備
原子炉水質管理技術に係る技術的知見の整備
特定原子力施設における放射性廃棄物・廃液の管理に係る技術的知見の整備
燃料デブリの臨界評価手法に係る技術的知見の整備
破損燃料輸送に係る技術的知見の整備
基準地震動策定及び地震動・地盤評価に係る技術的知見の整備
基準津波策定及び津波評価に係る技術的知見の整備
地震・津波等に対する構造健全性評価に係る技術的知見の整備
火山影響に係る審査のための技術的知見の整備
火災防護に係る審査のための技術的知見の整備
共通要因故障を引き起こす内部・外部事象のリスク評価に係る技術的知見の整備
放射性物質の貯蔵・輸送に係る審査のための技術的知見の整備
再処理施設における高経年化対策の妥当性評価に係る技術的知見の整備
クリアランス確認のための技術的知見の整備
廃棄物埋設に係る審査のための評価技術の整備

短〜長
短〜長
短〜長
中〜長
中
中
短
長
短
短
短
短
短
短
中
中
長
短
中

現時点では、直ちに実施が必要となる研究分野は抽出されていないものの、
継続的に技術基盤の確保・維持に努める必要がある。
人的・組織的要因に係る技術的知見の整備
使用済燃料の臨界防止に係る定量的評価に必要な技術的知見の整備
技術基盤の確保・維持

2014 Aug. 19

安全部会 夏期セミナー １Ｆ事故をふまえた安全研究

短
中
短〜長

Page 50

51

安全研究センターにおける研究の方向性

福島第一
原発事故

教訓
課題

合理的に達成できる安全の最高水準を目指した

シビアアクシデント防止研究

シビアアクシデント
評価研究

環境影響評価・被ばく評価研究

設計基準事象への対応

炉心溶融
容器破損
放射性物質の放出

公衆の被ばく原子力防災

設計基準を超える条件
での炉心溶融の防止

重点化

継続的改善の追求に貢献

 設計基準事象への対応を中心とした研究スタイルの見直し

福島第一原発事故
廃止措置、環境修復
 福島第一原発事故の廃止措置と環境修復・廃棄物管理に向けた活動への協力･貢献

2014 Aug. 19

 原子力施設のリスクを低減するため、シビアアクシデントに関わる諸現象の評価手法の高度化に向けた研究等への重点化
新たな安全規制に用いられる基準作りや対策の妥当性評価に貢献
安全部会 夏期セミナー １Ｆ事故をふまえた安全研究

Page 51

52

原子力機構の特徴と安全研究
原子力機構が有する資源（実験設備）
軽水炉施設

核燃料サイクル施設

廃棄物処分施設

・燃料安全
・熱水力安全・構造機器の健全性評価
・中性子照射下の燃料・材料の劣化機構

・リスク評価・燃料サイクル施設
安全評価・放射性廃棄物
安全評価

原子炉安全性研究炉

建設中(NSRR)
格納容器
模擬装置
など

燃料試験施設(RFEF)

大型非定常試験装置(LSTF)

材料試験炉

JMTRホットラボ

燃料サイクル
安全工学研究施設(JMTR)(JMTR-HL)(NUCEF) 原子力の安全確保に有効な技術的知見を取得・蓄積
 系統的な整理・解釈により利用可能な状態にして、社会に発信 取得した技術データ・知識基盤を通じて、安全規制を技術的に支援
 人材の育成と、必要な技術基盤の維持
2014 Aug. 19

安全部会 夏期セミナー １Ｆ事故をふまえた安全研究

Page 52

安全研究センターの対象分野

53

公衆
軽水炉施設

燃料加工施設廃棄物埋設施設

核燃料
サイクル
再処理施設

 燃料安全研究

事故時の燃料破損条件やその影響などについて技術
知見の取得と正しい現象理解→ より適切な安全評価手法を開発

 熱水力安全研究

事故の実規模での模擬実験による現象解明と解析
コードの検証→ 熱水力安全評価手法の現象予測精度の向上

 材料・構造安全研究

安全上重要な機器構造物に対して、外的事象や照射
環境での材料劣化等を考慮した高精度な健全性評価
方法の構築

2014 Aug. 19

 燃料サイクル安全研究

再処理施設等における放射性物質の放出移行率などの評価手法、臨界安全評価手法の整備

 放射性廃棄物・環境安全研究

クリアランスレベルなどの安全基準整備に必要な技術情報の発信、地層処分等の安全審査に向けた評価手法の整備

 リスク評価研究

原子力施設のリスクを評価する手法の開発
防災における効果的な防護対策の提案

安全部会 夏期セミナー １Ｆ事故をふまえた安全研究

Page 53

まとめ （議論のために）議論の目標

 研究テーマの選定の方法（何を、どの様に研究していく？）（ロードマップの役割と現状？）

１０年来の産官の（深刻な？）課題 人材育成とはどういうことか（将来の事態への対処とは？）（研究のインセンティブの確保は？） これまでの安全（基盤）研究の経緯について、１F事故前後の変化に係る情報の概略を、主に研究課題と選定法の側面より提供した。
 １F事故は数多くの教訓と対策を示唆した。主なものは、
 シビアアクシデントを規制対象へ 〜 深層防護の見直し
 アクシデントマネジメントの見直しと高度化
 低頻度高影響の外的事象（テロを含む）への対応
 バックフィット 継続的改善等であり、安全研究は継続的改善を目指して目標設定されている。
 安全（基盤）研究を通じた継続的改善には、１F事故直前まで多分野で産官学が取り組んだロードマップ（技術戦略マップ）の、１F事故の教訓を踏まえた再策定・改訂と利用が効率的・効果的ではないか。
 課題対応力 ＝ f（人材） であり、中〜長期的研究を通じた応用力の醸成が人材育成に求められるところ、課題（予算確保の妥当性）を示すロードマップ
等に基づく研究計画の策定と安定した推進が大切ではないか。
2014 Aug. 19

安全部会 夏期セミナー １Ｆ事故をふまえた安全研究

Page 54

中村個人の意見（議論のために） 原子力技術の根幹部分は古典的なものだが、極めて多様な技術が相互に連関した複雑な形態をとるため、個人が技術の全容を知ることは困難である
 炉心が内包する巨大な放射能と技術の総体としての多様性と複雑性により、技術の一部でも「知らない」ことが不安を生じさせる要因で、必然なため、関与者（技術者、研究者、マネジメント）への信頼のみがその不安を解消できる 原子力利用の期限は現実的には不可知であるため、preparednessの規模と深度と継続的改善に大きな期待が向けられ、研究開発の現場では、ロードマップ（技術戦略マップ）関与者の先見性、網羅性、見識、責任等が問われると思われる
 事故の有無にかかわらず、長期の対応が必然である原子力発電では人材育成が必須の条件である。さらに、その志を支える環境の確保が継続的改善を実質的に展開する鍵であり、原子力利用の全ての分野で必要となる
 質的に継続的改善が求められる安全（基盤）研究の現場では、短期間で成果が問われる目的研究と、中•長期の連鎖的発展と学術的な競争力が問われる自由研究とのバランスが重要である。継続的改善を念頭に研究の新しいジャンプをも内包した技術戦略マップの策定とローリングへ産官学の研究・開発の現場より参加を得ることが大切である。これによりニーズとシーズのマッチングが十分に為され、分野の技術に関わる全員が常に参照し、タイムリーに改訂できる様になると思われる2014 Aug. 19

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Page 55

Me m o2014 Aug. 19

安全部会 夏期セミナー １Ｆ事故をふまえた安全研究

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追加情報
JAEA 安全研究センター 個別研究の研究

2014 Aug. 19

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Page 57

原子力の安全確保のしくみと安全研究センターの役割・体制

58

事業者
国

安全確保すべてに責任

国、地方自治体、
事業者 等

文部科学省
原子力規制委員会/原子力規制庁• 法、基準の策定• 審査や検査• 事故、トラブル対応

要請、事業委託

大学等
国際協力
OECD/NEA、IAEA、各国の規制機関、 研
究機関、他

連携

連携

重大な事故に対して• 原子力防災対策

支援

安全研究センター
役割：国の研究機関として• 安全研究• 事故時、事故後支援• 人材育成連携

施設運営組織福島技術開発特別チーム
燃料溶融複雑系試験準備室

兼務

研究開発組織連携

昭和40年代～ 「安全性試験研究センター（旧原研）」
平成17年「安全研究センター」安全研究を統括する組織
安全研究審議会: 中立性・透明性を確保
平成25年
原子力規制委員会の共同所管

原子力基礎工学研究部門
核燃料ｻｲｸﾙ
技術開発部門バックエンド
推進部門

次世代原子力システム研究開発部門
地層処分研究
開発部門

機構改革をふまえた再編後の組織

59

規制対象となる原子力施設の運転管理部門や他部門から分離
Page 59

60

安全研究センターの体制
 原子力規制委員会の共同所管へ（平成２５年４月）
 機構改革の一環として体制を強化（平成２６年４月）
H26.4.1現在

安全研究センター
研究計画調整室中村武

規制情報分析室

渡邊

熱水力安全研究Gr(与能本)

燃料安全研究Gr天谷

材料・水化学研究Gr

西山

構造健全性評価研究Gr

李シビアアクシデント評価研究Gr

丸山

放射線安全・防災研究Gr

日高

燃料サイクル安全内山
研究ユニットサイクル安全研究Gr阿部

臨界安全研究Gr外池

環境安全
研究ユニット

廃棄物安全研究Gr

山口

環境影響評価研究Gr

武田

原子炉安全
研究ユニット

与能本

材料・構造安全鬼沢
研究ユニット
リスク評価
研究ユニット

赤字： 新設本間、中村秀、中山

(渡邊)

田中

研究系職員 58名

Page 60

シビアアクシデント評価に関する研究 シビアアクシデント時ソースターム評価手法及びシビアアクシデント対策有効性評価手法の整備

現在実施中の研究
不確かさ評価手法の検討・適用

 軽水炉⇒THALES2/KICHEコード 再処理施設⇒CELVA-1D/ARTコード

 上記手法を用いたソースターム評価

THALES2及びARTの改造・検証福島第一原子力発電所事故の解析

軽水炉及び再処理施設のシビアアクシデント時FP移行挙動等に係わる実験を通じた知見の取得とモデル化

フィードバック

MELCOR
参照

THALES2

THALES（熱水力及び炉心溶融進展）+ ART（放射性物質移行挙動）
連携

連携

KICHE

CELVA-1D（格納容器内ヨウ素化学）（熱流動）

不確かさを含めた
ソースターム シビアアクシデント対策の有効性評価
 公衆被ばく・環境影響評価
 緊急時防護措置の最適化
 安全目標・立地評価等
 福島第一原子力発電所事故の分析・評価

Page 61

事故時の防災に関する研究
最新知見に基づき、OSCAARのヨウ素代謝や健康影響
モデルの改良を継続しつつ、安全目標や立地評価等に係る規制課題研究、防災措置実施の判断基準となる運用上の介入レベルOILの設定、福島県住民の被ば
く線量評価の精度向上や中長期にわたる集団線量の評価、経済的・社会的影響を考慮した防護措置の最適化に係る研究を行う。

大気拡散

被ばく

防護対策

健康影響

安全基盤研究

経済
影響

不確かさ

レベル3 PSA コードOSCAARの高度化

地理情報データ

規制課題研究
福島事故
ソース
ターム等

放射線量率評価

現存被ばく下の住民線量評
価と管理に関する研究
土地利用
データ

人口密度
データ

環境濃度データ
又は、被ばく率データ

熱水力安全に関する研究
発電用原子炉の設計基準事故並びにシビアアクシデント時の熱水力安全に関して、実験的及び解析的な研究を実施している。得られた成果は、熱水力安全評価手法の高度化、国による解析コードの開発、シビアアクシデント時の格納容器内熱流動及びソースターム評価、シビア
アクシデントの防止・影響緩和のためのアクシデントマネジメント策の有効性評価に活用される。 実験の実施と工学解析
評価手法の検証・高度化• LSTF実験
福島事故を踏まえた安全対策の有効性確認実験等• 格納容器実験
シビアアクシデント時の熱流動、ソースターム移行等• 模擬炉心実験（高圧二相流ループ）
従来データベース拡充、ブローダウンピーク 等• 二相流基礎実験
流動挙動の詳細計測、スケーリングの検討等• 最適評価(BE)コード• 高精度化
• 不確かさの把握• 数値流体力学（ CFD）コード• 多次元詳細解析• 二相流・エアロゾル移行解析への適用

格納容器外面冷却
凝縮液膜

過温破損

冷却器
不凝縮ガス中での蒸気凝縮
スクラビング

LSTF

エアロゾルの移行
格納容器熱流動実験

模擬炉心部
高圧二相流ループ

SG入口部対向流制限
スケーリング検討
二相流基礎実験

Page 63燃料の安全性に関する研究
発電用原子炉の安全確保に必要な知見を得るために、設計基準事故及び重大事故時の燃料挙動に関する研究を行う。原子炉安全性研究炉(NSRR)等を用いた実験により事故時に燃料が破損に至る過程を解明し、事故時の安全余裕を評価すると共に、実験結果の再現や事
故時燃料挙動の予測を高い精度で行うことができる解析コードの開発及び改良を行う。
事故模擬実験
重大事故(SA)

大規模溶融、
大規模放出
事故時燃料挙動解析コードの開発及び性能向上

圧力バウンダリ
健全性喪失
燃料溶融

設計基準事故

冷却可能形状喪失RIA基準：
機械的エネルギ
LOCA基準：被覆温度 1200℃
酸化量 15%

燃料棒の溶融崩落実験

炉内燃料挙動の可視化

モデリング

燃料の許容損傷限界
異常な過渡変化通常運転

SA対策有効性評価に対する判断の根拠を提供

NSRRを用いた反応度事故(RIA)
模擬実験

被覆管き裂進展シミュレーショ
ン

冷却材喪失事故(LOCA)模擬実験

規制基準の妥当性や合理性の向上、安全評価の信頼性向上に貢献
Page 64

照射環境での材料劣化・水化学に関する研究
軽水炉の運転期間延長認可及び高経年化対策に関する技術的妥当性の規制判断に資す
ることを目的として、材料試験炉（JMTR）を活用した実機模擬環境での軽水炉用材料の劣化、及び水化学環境の評価に関する試験研究を行う。
中性子照射による原子炉圧力容器鋼の破壊靱性の変化、照射環境下での応力腐食割れ（SCC）、腐食環境に影響する放射線分解水質（水化学）などを調べるため、試験装置や照射キャプセルの整備、及び既存照射材を活用したホットラボでの試験など、照射試験の準備を進めている。なお、すでに改修を終えたJMTRは、原子力規制委員会による新規制基準への適合性確認の後に再稼働する。これらの研究活動により軽水炉の廃炉材・廃却材の利用も視野に入れた照射研究基盤の強化を図る。
材料照射試験

高温高圧水

原子炉圧力容器鋼

水流

水化学試験
水質測定
（酸素濃度、水素濃度、過酸化水素
濃度、導電率、pH）

1T-CT試験片

炉心

腐食電位測定微小試験片（0.16T-CT試験片）

照射キャプセル監視試験片（10×10×55ｍｍ）
照射下SCC試験装置

水の放射線分解解析＋
腐食電位解析

ホットラボ試験

流路穴

荷重ピン
ヘリウム
ガス
ベローズ
ウイング

支点
照射済0.5T-CT試験片

JMTR

照射後破壊靭性試験装置

照射後SCC試験装置

原子炉機器の構造健全性評価に関する研究
軽水型原子力発電所の構造機器に対する健全性評価法の高度化の一環として、材料劣化の予測評価法や、構造材料不連続部における溶接残留応力・き裂進展評価法に関する研究を進めるとともに、原子炉機器に対する確率論的構造健全性評価手法の実用化に向けた研究を行っています。また、基準地震動を超える地震に対する機器の耐震余裕評価のため、機器類の損傷程度や破損確率を評価する手法の整備を進めています。

溶接部
配管内表面の溶接残留応力分布

地震や溶接残留応力等の荷重や、き裂進展等に伴う材料劣化を考慮して、機器類の破損確率を算出する計算コードの開発

破損確率

有限要素法に基づく構造材料不連続部における溶接残留応力とき裂進展評価手法の研究

設計基準事象を超えた場合や低頻度の事象も対象とし、地震荷重等により過大な荷重が生じる場合の機器の損傷評価手法の整備

経年劣化に伴う破損確率

配管応答
建屋応答

運転時間 (年)
3次元大規模構造応答解析による配管の応答

初期のき裂

経年化によるき裂進展

溶接残留応力・き裂進展評価法の開発

解析コード入力画面例

確率論的構造健全性評価手法の実用化に向けた研究

入力地震動

地震に伴う機器類の健全性解析技術の整備

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核燃料サイクル施設の安全研究○核燃料サイクル施設における重大事故安全評価手法整備○再処理施設の機器の経年変化評価手法整備
新規制基準における再処理施設で
1. 核燃料サイクル施設の重大事故安全評価手法整備考慮された重大事故
 重大事故発生の可能性検討、発生頻度評価
 重大事故時の放射性物質の放出・移行・閉じ込め評価 ✔ 重大事故の定義：
・設計基準を超える条件（多重故障等）で発生に必要な基礎データを取得しメカニズムを検討
・事故影響が大 施設外へ放出される放射性物質の放出量、化学・物理
形の評価
具体的な事故： 定量的な評価手法の構築及び事故時最大影響評価➢ 冷却機能喪失による廃液蒸発乾固
2. 再処理施設の機器の経年変化評価手法整備
 再処理機器の腐食評価データ取得、経年変化予測定量評

価手法整備
閉じ込め系
建屋 移行

環境へ
の放出

➢ 放射線分解水素の爆発➢ 溶媒等の火災・爆発➢ 臨界事故✔ これらの事故の発生防止及び拡大防止のための重大事故対策を要求

セル
移行
機器
放出

事故時の影響緩和や対策の有効性確認には閉じ込め評価が重要

重大事故安全評価研究の目的：
・事故事象進展評価（放射性物質の放出・移行・閉じ込め）・定量的な公衆への影響評価⇒最大影響評価⇒核燃料サイクル施設における防災対策策定

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放射性廃棄物の保管・処分に関する安全研究
放射性廃棄物処分の保管・処分の安全規制を支援するため、廃棄体、金属容器、緩衝材等のバリア機能材料の特性データの取得、安全評価手法の開発を行う。
バリア機能材料内／材料間の物質移動、拘束条件下での溶液科学など安全の根拠となる現象について、仏IRSNと協力しながら、実験と理論の両面から解明を図る。
地層中への処分・長期保管

岩・コンクリート
緩衝材（ベントナイト粘土）
オーバーパック（炭素鋼）
ガラス固化体

ガラス固化体の変質
ハル圧縮体の腐食

地表での保管コンクリートキャスク

炭素鋼容器腐食の影響
鉄片を水溶液と共にガラスアン
プルに封入して腐食させ、発生したガスや腐食生成物を分析することにより、腐食による化
学環境への影響を調べています。

ｽﾃﾝﾚｽ鋼製ｷｬﾆｽﾀの応力腐食割れ

空気出口
使用済燃料
コンクリートバスケット
キャニスタ

粘土系緩衝材の変質
仏IRSNで取得された15年間に及ぶコンクリート－
粘土反応のデータを用いて、我々が開発した粘土変質モデルの妥当性を確認しています。

空気入口

放射性核種のバリア材中移行
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環境影響評価に関する安全研究
原子力施設の内外から発生する放射性廃棄物等の汚染物を対象として、長期にわたる
保管・処理・処分といった枢要な課題について、総合的・多面的な安全管理に必要な研究を次期中期計画において実施する。具体的には、放射性廃棄物を含めた放射性ハ
ザードに対する包括的評価手法の整備を実施する。

放射性ハザードに対する包括的な評価手法の整備
原発事故汚染物（汚染がれき等）

放射性ハザードの影響評価
放射性廃棄物を含む放射性ハザードに対し、安全確保に関わる判断や対策を迅速に図る
ため、様々なハザードが及ぼす人と環境への影響を評価する手法を体系化
シナリオ、モデル、パラメータの整備： 原子力施設からの放射性汚染水の漏洩
 原発事故汚染物の除染・再利用・処分
 放射性廃棄物や使用済燃料の管理・処分
 原子力施設の解体
 原子力施設解体後の敷地残存放射能

人の被ばく

放射性ハザード

施設からの漏洩

廃止措置中を含む原子力施設

環境における核種移行

放射性廃棄物HLW・キャスク・ドラム缶の安全管理

Page 69 放射性廃棄物の浅地中処分の安全評価を行う
解析コード（GSA-GCL）を開発：
埋設濃度上限値等の評価に活用し、我が国の廃棄物処分に係る規制基準等の策定に貢献
 整備したコード、モデル、パラメータ ならびに蓄積した知識や経験を活用して、福島第一原子力発電所
敷地内で発生した汚染水の漏洩挙動や移行挙動を評価し、原子力災害対策本部、原子力規制委員会の汚染水対策への判断等を支援した。
原子炉建屋

地下貯水槽

集中廃棄物
処理建屋 移送

海への流出濃度（Bq/cm3）

福島第一原子力発電所における汚染水の移行挙動の評価

建家のひび割れや地下水位を考慮した
Cs-137移行解析の例

1E+0
1E-1
1E-2
1E-3
1E-4
1E-5
1E-6
1E-7
1E-8
1E-9
1E-10
1E-1

ケーブル
トレンチ等

漏洩期間
0.25年
0.5年
0.75年
1年
2年
5年
10年
∞

1E+0

1E+1

1E+2

1E+3

経過時間（年）

海

地下水層

地下貯水槽から汚染水の漏洩が発生：
地下水を介して海へ移行する
時期と濃度を評価→ 有効な対策の検討を支援

70

原子炉建屋内の高放射性滞留水を集中廃棄物処理建屋へ移送：
移送先建屋からの漏洩挙動、海への流出挙動を評価（右上図）→ 妥当性の判断根拠を提示

護岸付近の観測井戸で高濃度の放射性核種を検出：
移行挙動解析と観測値との比較から、汚染源と移行経路を推定→ 有効な対策の検討を支援