安全設計と安全評価

本資料を作成するにあたっては、以下の資料を参考にしている。
・阿部清治、「原子力のリスクと安全規制― 福島第一事故の“前と後”」、第一法規株式会社、2015
・日本原子力学会標準委員会システム安全部会炉心燃料分科会「発電用軽水型原子炉の炉心及び燃料の安全設計に関する報告書 第2分冊：核設計」(AESJ-SC-TR009：2015)
・日本原子力学会標準委員会技術レポート「原子力安全の基本的考え方について 第II編 原子力安全確保のための基本的な技術要件と規格基準の体系化の課題について」 (AESJ-SC-TR007：2014)

名古屋大学 工学研究科 山本章夫
1

内容
安全設計の基本的な考え方
 安全設計および安全評価における事象の分類
 安全設計と安全評価の関係
 安全評価 決定論的安全評価と確率論的リスク評価
2

安全設計の基本的な考え方

3

原子力発電プラントにおける安全確保の基本的考え方
原子力安全の究極の目的は人と環境を放射線リスクから守ること
 そのための基本思想は深層防護である
 深層防護

異常発生防止 異常拡大防止 事故影響緩和
 アクシデントマネジメント
 防災




また、深層防護の考え方を適用する際に具体的な方策の一つとして多重障壁を用いる
4

多重障壁


障壁


放射性物質を閉じ込めるための物理的な「壁」を形成するもの。
バウンダリとも呼ばれる

ペレット
 被覆管
 圧力容器 格納容器 (原子炉建屋)


括弧をつけているのは、原子炉建屋には気密性の要求をしていないため。しかし、放射性物質放出の障壁としての効果は一定程度期待できる。

5

深層防護と多重物理障壁の考え方
NUREG-1860では，過去の深層防護の適用でよく知られているのが多重の物理的障壁の使用（燃料，被覆管，原子炉冷却材圧力バウンダリ，格納容器）としている。
 IAEA INSAG-12では，防護のレベルと物理的障壁（燃料マトリクス，燃料被覆管，一次冷却材バウンダリ，閉じ込め）は深層防護の構成要素としている。
 多重障壁は，その考え方については深層防護の考え方とともに原子力安全を確保するために用いられる考え方の1つ
 具現化された多重障壁は深層防護の考え方に基づく対策の一部を構成するもの
 深層防護と多重障壁は原子力安全の観点から密接に関連するものの，同義ではない。
6

安全設計の基本方針


深層防護の第3層(設計基準事故)の範囲内で、公衆に著しい放射線リスクが及ばないようにプラントの安全設計を実施する。


設計基準を超える事象に対して深層防護第4層(あるいは第3b層)における設計対応を行う設計拡張状態(Design Extension Condition, DEC)の考え方については、別途議論することとする。

7

典型的な事故の進展と設計対応
設計基準事故の範囲内で、外部に著しい放射線リスクが及ばないようにプラントの安全設計を実施する。

定常運転
異常過渡

事故防止系によるの発生

異常過渡の収束事故の事故緩和系による発生

事故の収束
設計基準からの逸脱

事故防止系

事故緩和系の機能喪失の機能喪失

Beyond DesignBasis Accident(BDBA)
図 3-2 へ内的誘因（経年劣化や人的過誤）、外的誘因（地震や津波など）による機器故障【1】出典：阿部清治氏講演資料

8典型的な事故の進展と対応設計での想定からの逸脱

設計での想定内の事象
AMによる事故の収束
炉心の損傷

AMによる事故の収束

シビア
アクシデント原子炉容器の破損AMによる事故の収束

設計基準
内の事故

格納容器の破損

防災対策による影響の軽減

公衆へのリスク

AM: Accident Management、事故対応【1】出典：阿部清治氏講演資料

9

安全設計の基本方針
第１のレベル

第２のレベル

そもそもの発端となる異常や故障等のトラブルの発生を防止することである。そのためには、実証された技術に基づいて十分裕度のある設計を行うこと、必要に応じ地震や津波等の外的誘因事象に対する防護設計を行うこと、高い品質管理システムに基づいて保守管理を行うこと等が図られる。
トラブルが起きた場合にそれを直ちに検知して対応することにより、それが事故に発展するのを防ぐことである。具体的には、運転パラメータがある許容範囲を超えた時に制御棒を自動挿入して原子炉を停止すること等である。

第３のレベル

万一の事故に備えて、その影響の緩和を図ることである。例えば、原子炉冷却系の配管が破断し、冷却水が流出して炉心が空焚きになるような事故（冷却材喪失事故。Loss-of-Coolant Accident：LOCA）に対して非常用炉心冷却系（Emergency Core Cooling System：ECCS）を用意しておくこと、また、放射性物質の環境への放出を防ぐために頑丈で気密性の高い格納容器を用意しておくこと、格納容器が内圧によって破損するのを防止するために格納容器冷却系を用意すること等がこれに対応する。
【2】出典：阿部清治（2015）, 原子力のリスクと安全規制― 福島第一事故の“前と後”, 第一法規株式会社

10

安全設計の信頼性を高める方策
「独立性」とは、二つ以上の系統又は機器が、想定される環境条件及び運転状態において、物理的方法その他の方法によりそれぞれ互いに分離することにより、共通要因によって同時にその機能が損なわれないことをいう。
「多重性」とは，同一の機能を有する同一の性質の系統又は機器が二つ以上あること


例えば、非常用のディーゼル発電機を二台以上設置偶発的な故障による影響を防ぐ「多様性」とは，同一の機能を有する異なる性質の系統又は機器が二つ以上あること


非常用発電機のうち一台を津波の影響がない高台に設置する共通の環境要因による故障を防ぐ

例えば、ディーゼル発電機に加えガスタービン発電機を設置
共通の原因(例：メンテナンスの失敗)による故障を防ぐ「単一故障基準」とは、｢多重性」，「多様性」, 「独立性」の効果を確かめるた
めに設計上の最悪の故障を１つ考えること。これにより設備設計の妥当性を確認する。
【2】出典：阿部清治（2015）, 原子力のリスクと安全規制― 福島第一事故の“前と後”, 第一法規株式会社11

安全設計の信頼性を高める方策「フェイルセイフ」とは、異常動作が起こっても常に安全側へ作動する設計のこと


例えば、沸騰水型炉（Boiling Water Reactor：BWR）では、制御棒を駆動させる装置の制御電源は常時ＯＮの状態になっており、なんらかの理由で電源が失われた場合には自動的に制御棒の挿入が行われる。
故障が安全機能に及ぼす影響を低減する「インターロック」とは、誤った操作によるトラブルを防止するシステムのこと


たとえば、格納容器に出入りするためのドアを２重にしておき、一方が開いているときは他方は開かないようにしておくこと。
誤操作が安全機能に及ぼす影響を低減する【2】出典：阿部清治（2015）, 原子力のリスクと安全規制― 福島第一事故の“前と後”, 第一法規株式会社

12

安全設計の妥当性確認
これまで述べてきた形で安全設計を行うが、これが適正になされているかどうかは、プラントの設計を基準と照らし合わせて確認する必要がある
 従来は、旧原子力安全委員会が定めた「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」に適合しているかどうかを確認していた。
 2013年7月にいわゆる新規制基準が施行され、改正原子炉等規制法の第43条の3の6に規定される原子炉の位置、構造及び設備についての適合性が確認される。


具体的には、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が従来の安全設計審査指針に相当する

13

安全機能と安全設計
安全設計とは、第一義的には、放射性物質閉じ込めのためのバウンダリ(多重障壁)の健全性を保つように原子力プラントの設計を行うことである。
 物理的障壁は、運転期間を通しての環境条件に耐えるよう、期間、環境条件、荷重条件等、施設あるいはサイトの特徴に応じて設計される。
 物理的障壁が事故時の熱や内圧で破られるのを防止するために、「障壁を護るための安全設備」が必要になる。
原子力発電所における「止める」、「冷やす」ための設備や、こうした設備を動かすための下支えの設備はこれに該当する。
 バウンダリの健全性を確保し、公衆に対して放射線リスクを顕在化させないための機能を安全機能と呼ぶ。
14

基本安全機能と、安全機能【3】出典：発電用軽水型原子力発電所の新規制基準に関する提案と課題（JSM NRE 005）（2013年5月）, 日本保全学会

15安全設計および安全評価における事象の分類

16事象の定義








「通常運転」とは、設計基準対象施設において計画的に行われる発電用原子炉の起動、停止、出力運転、高温待機、燃料体の取替えその他の発電用原子炉の計画的に行われる運転に必要な活動をいう。
「運転時の異常な過渡変化」とは、通常運転時に予想される機械又は器具の単一の故障若しくはその誤作動又は運転員の単一の誤操作及びこれらと類似の頻度で発生すると予想される外乱によって発生する異常な状態であって、当該状態が継続した場合には発電用原子炉の炉心（以下単に「炉心」という。）又は原子炉冷却材圧力バウンダリの著しい損傷が生ずるおそれがあるものとして安全設計上想定すべきものをいう。
「設計基準事故」とは、発生頻度が運転時の異常な過渡変化より低い異常な状態であって、当該状態が発生した場合には発電用原子炉施設から多量の放射性物質が放出するおそれがあるものとして安全設計上想定すべきものをいう。
「重大事故」とは、発電用原子炉の炉心の著しい損傷その他の原子力規制委員会規則で定める重大な事故をいう。

17

設備に関する定義


「設計基準事故対処設備」とは、設計基準事故に対処するための安全機能を有する設備をいう。
「重大事故等対処施設」とは、重大事故に至るおそれがある事故（運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故を除く。以下同じ。）又は重大事故（以下「重大事故等」と総称する。）に対処するための機能を有する施設をいう。
「重大事故等対処設備」とは、重大事故等に対処するための機能を有する設備をいう。


重大事故防止設備と重大事故緩和設備などからなる。

18

設備に関する定義

「重大事故防止設備」とは、重大事故等対処設備のうち、重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合であって、設計基準事故対処設備の安全機能又は使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能が喪失した場合において、その喪失した機能（重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能に限る。）を代替することにより重大事故の発生を防止する機能を有する設備をいう。
「重大事故緩和設備」とは、重大事故等対処設備のうち、重大事故が発生した場合において、当該重大事故の拡大を防止し、又はその影響を緩和するための機能を有する設備をいう。
「特定重大事故等対処施設」とは、重大事故等対処施設のうち、故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムにより炉心の著しい損傷が発生するおそれがある場合又は炉心の著しい損傷が発生した場合において、原子炉格納容器の破損による工場等外への放射性物質の異常な水準の放出を抑制するためのものをいう。

19

DBA, BDBA, SAの関係


運転時の異常な過渡変化、設計基準事故(Design BasisAccident, DBA)の定義はすでに述べたとおり。


規制委員会の見解(新規制基準に対するパブリックコメント回答)
では、発生頻度はおおむね以下の通り
運転時の異常な過渡変化：10-1～10-2[1/y]設計基準事故：10-3～10-4[1/y]設計基準事故を超える事故がBeyond DBA, BDBA 過酷事故(Severe Accident, SA)は、原子炉等規制法では用語として出てこないが、一般的に炉心の著しい損傷
 新規制基準の「重大事故」は、動力炉に関しては、おおむね、SAと同等の定義。
20

DBA, BDBA, SAの関係
一般的には、DBAの評価は保守的に行われているので、DBAに至っても炉心損傷に至るまでにはある程度の余裕がある。
 従って、DBAを超え、BDBAに至っても、SAになるとは限らない。(SAになる場合も、ならない場合もある)

つまり、BDBAは、SA(重大事故)に至る恐れのある事故と、SA(重大事故)に分けられる。

21

DBA, BDBA, SAの関係
事象の発生頻度

運転時の異常な過渡変化
設計基準事故
過酷事故 安全設計により発生頻度を低減あるいは影響を軽減し、左下に移動させる(probability)

DEC対応設計,アクシデントマ
ネジメントにより発生頻度を低減あるいは影響を軽減し、左下に移動させる

事象の影響度(severity)
22

DBA, BDBA, SAの関係
燃料損傷なし事象の発生頻度

燃料損傷

炉心が著しく損傷

格納容器が損傷(probability)
事象の影響度(severity)23安全性を高める二つの方向性
事象の発生頻度事象の影響度を抑制する
事象の発生頻度を抑制する(probability)
事象の影響度(severity)24

安全設計と安全評価の関係

25

安全設計基準と安全評価基準の関係
安全設計基準

施設を構成する設備（Structures, Systems and Components：SSC）そ
れぞれについての容量（capacity）や信頼性（reliability）を判断する
SSCが供用期間中に受けると考えられる環境条件、荷重条件（通常運転の状態のみならず、想定される異常状態を含む）、それらの安全上の重要度を考慮「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」で示された原子炉および付属施設の位置、構造および設備の基準に基づいて判断「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和三十二年法律第百六十六号）第四十三条の三の六第一項第四号の規定に基づき、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を次のように定める。」
従来は、旧原子力安全委員会の安全設計審査指針基準に準拠していれば、各SSCは所定の機能を果たすと判断

26

安全設計基準と安全評価基準の関係


安全評価基準

安全設計基準を満足した信頼性の高いSSCで構成された施設が、全体として（システムとして）十分な安全性能を有する設計であるかどうかを判断する
安全審査では、原子力施設で起き得るさまざまな事象のうち、幾つかの代表的事象を選定し、それらを推定される発生頻度によって「運転時の異常な過渡変化」と「事故」に分類。新規制基準では、重大事故に至る恐れのある事故、重大事故についても評価を実施
その上で、これらの各事象が起きたと想定して事象の進展解析を行い、すべての解析結果が「判断基準」を満たせば、施設全体として十分な安全設計がなされていると判断
重要なことは、施設を構成するSSCは安全設計基準でその信頼性が担保されていることである。即ち、重要度に応じて十分高い信頼性を有するSSCだからこそ、設計基準事象の発生頻度は一定値以下と考えることができ、また、安全系の作動についても「単一故障の仮定」を適用できる「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」の第十三条にDBAに対する判断基準、第三十七条に重大事故に対する判断基準が述べられている【2】出典：阿部清治（2015）, 原子力のリスクと安全規制― 福島第一事故の“前と後”, 第一法規株式会社

27

安全評価

28

決定論的安全評価における評価事象
原子力施設の安全性は、放射性物質の閉じ込めによって達成される
 従って、安全評価においては、放射性物質を閉じ込めるバウンダリに脅威を与える事象を取り上げる必要がある
 考慮すべきバウンダリは






燃料被覆管
原子炉冷却材圧力バウンダリ
格納容器バウンダリ

それぞれのバウンダリの損傷形態(破損モード)をリストアップし、それらの破損モードを引き起こす事象を洗い出す。
これらの事象のうち、バウンダリの健全性確保の観点から厳しい事象を代表事象として選定し、プラントの安全解析を実施する。
29

決定論的安全評価とその手順


安全評価では、原子力施設で起き得るさまざまな事象のうち、幾つかの代表的事象を選定
運転時の異常な過渡変化
 事故
 重大事故に至る恐れのある事故
 重大事故

DBA(安全評価指針より事象選定)
BDBA(主としてPRAに基づきプラント毎に事象選定)

その上で、これらの各事象が起きたと想定して事象の進展解析を行い、すべての解析結果が「判断基準」を満たせば、施設全体として十分な安全設計がなされていると判断
30

安全評価の事象選定(設計基準事象)


事象選定の基本的考え方






a)物理障壁ごとに，当該物理障壁が損傷するすべてのメカニズムを同定（燃料，被覆管，原子炉冷却系圧力バウンダリ，格納容器などで生じる損傷メカニズム：
例えば燃料では： スウェリング，割れ，細片化，溶融，放出；また，燃料被覆管では： 熱機械的な応力，PCMI，膨れ，熱衝撃。）
b)当該の損傷メカニズムを引き起こすと想定されるすべての物理プロセスを同定（過出力，機械的負荷，出力冷却ミスマッチ，クラックの成長，過圧力）c)現象論的な観点から，それらの物理プロセスを分類（2次系による熱除去の増加及び／又は減少，原子炉冷却系流量の減少，反応度及び出力分布の異常，原子炉冷却材インベントリの増加及び／又は減少，並びにサブシステム又はコンポーネントからの放射性物質の放出）d)分類されたプロセス群のそれぞれに対する事象シナリオを同定（例えば，2次系による熱除去の増加及び／又は減少に対しては： 給水温度の低下，給水流量の増加，蒸気流量の増加，SGの逃し弁又は安全弁の誤開弁，及び格納容器内外の蒸気配管系の損傷）
e)これらの事象シナリオにつながる想定起因事象を同定（例えば，蒸気流量の増加に対しては： バイパス弁開，流量要求の増加）f)内部事象及び外部事象にかかわる根本原因を決定（例えば，内部事象に対しては： 構造物，システム又はコンポーネントの損傷）
31

安全評価の事象選定(BDBA)

炉心損傷：確率論的リスク評価を用い、以下を包絡する事故シーケンスグループを選定
規制委員会が選定する事故シーケンスグループ
 個別の炉心について、有意な炉心損傷確率を与える
事故シーケンスグループ


格納容器損傷：確率論的リスク評価を用い、以下を包絡する事故シーケンスグループを選定
規制委員会が選定する事故シーケンスグループ
 個別の炉心について、有意な格納容器機能喪失確率を与える事故シーケンスグループ
32

事故シーケンスの選定方法
炉心損傷【4】出典：炉心損傷防止対策の有効性の評価に係る標準評価手法（素案）の概要（平成25年2月15日）, 原子力規制委員会

33

事故シーケンスの選定方法
炉心損傷【4】出典：炉心損傷防止対策の有効性の評価に係る標準評価手法（素案）の概要（平成25年2月15日）, 原子力規制委員会

34

事故シーケンスの選定方法
格納容器損傷【5】出典：格納容器破損防止対策の有効性の 評価に係る標準評価手法（素案）の概要（平成25年2月15日）, 原子力規制委員会

35

事故シーケンスの選定方法
格納容器損傷【5】出典：格納容器破損防止対策の有効性の 評価に係る標準評価手法（素案）の概要（平成25年2月15日）, 原子力規制委員会

36

安全評価における判断基準
DBAに対する判断基準(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)
第十三条 設計基準対象施設は、次に掲げる要件を満たすものでなければならない。
一 運転時の異常な過渡変化時において次に掲げる要件を満たすものであること。






イ 最小限界熱流束比（燃料被覆材から冷却材への熱伝達が低下し、燃料被覆材の温度が急上昇し始める時の熱流束（単位時間及び単位面積当たりの熱量をいう。以下同じ。）と運転時の熱流束との比の最小値をいう。）又は最小限界出力比（燃料体に沸騰遷移が発生した時の燃料体の出力と運転時の燃料体の出力との比の最小値をいう。）が許容限界値以上であること。
ロ 燃料被覆材が破損しないものであること。
ハ 燃料材のエンタルピーが燃料要素の許容損傷限界を超えないこと。
ニ 原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力が最高使用圧力の一・一倍以下となること。

二 設計基準事故時において次に掲げる要件を満たすものであること。







イ 炉心の著しい損傷が発生するおそれがないものであり、かつ、炉心を十分に冷却できるものであること。
ロ 燃料材のエンタルピーが炉心及び原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性を維持するための制限値を超えないこと。
ハ 原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力が最高使用圧力の一・二倍以下となること。
ニ 原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力及び原子炉格納容器バウンダリにおける温度が最高使用圧力及び最高使用温度以下となること。
ホ 設計基準対象施設が工場等周辺の公衆に放射線障害を及ぼさないものであること。

37

安全評価における判断基準


BDBAに対する判断基準(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)






第三十七条 発電用原子炉施設は、重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において、炉心の著しい損傷を防止するために必要な措置を講じたものでなければならない。
２ 発電用原子炉施設は、重大事故が発生した場合において、原子炉格納容器の破損及び工場等外への放射性物質の異常な水準の放出を防止するために必要な措置を講じたものでなければならない。
３ 発電用原子炉施設は、重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において、使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料（以下「貯蔵槽内燃料体等」という。）の著しい損傷を防止するために必要な措置を講じたものでなければならない。
４ 発電用原子炉施設は、重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において、運転停止中における発電用原子炉内の燃料体（以下「運転停止中原子炉内燃料体」という。）の著しい損傷を防止するために必要な措置を講じたものでなければならない。
38

安全評価における判断基準


炉心損傷防止の具体的な判断基準(炉心損傷防止対策の有効性の評価に係る標準評価手法)
ア 炉心は著しい損傷に至ることなく、かつ、十分な冷却が可能であること











「炉心は著しい損傷に至ることなく、かつ、十分な冷却が可能であること」とは、以下に掲げる要件を満たすものであること。ただし、燃料被覆管の最高温度及び酸化量については、十分な科学的根拠が示される場合には、この限りでない。
(a) 燃料被覆管の最高温度が1,200℃以下であること。
(b) 燃料被覆管の酸化量は、酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの15%以下であること。

イ 原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は、最高使用圧力の1.2倍又は限界圧力を下回ること。
ウ 格納容器バウンダリにかかる圧力は、最高使用圧力又は限界圧力を下回ること。
エ 格納容器バウンダリにかかる温度は、最高使用温度又は限界温度を下回ること。
ただし、イ、ウ及びエについては、限界圧力又は限界温度を判断基準として用いる場合には、その根拠と妥当性を示すこと。
39

安全評価における判断基準


格納容器損傷防止対策の具体的な判断基準(格納容器破損防止対策の有効性の評価に係る標準評価手法)














ア 格納容器バウンダリにかかる圧力は、最高使用圧力又は限界圧力を下回ること
イ 格納容器バウンダリにかかる温度は、最高使用温度又は限界温度を下回ること
ウ 放射性物質の総放出量は、放出量の性能要求値を超えないこと
エ 原子炉圧力容器破損までに原子炉冷却材圧力は2.0MPa 以下に低減されていること
オ 急速な炉外の溶融燃料－冷却材相互作用による熱的・機械的荷重によって格納容器バウンダリの機能が喪失しないこと
カ 格納容器が破損する可能性のある水素の爆轟を防止すること
キ 可燃性ガスの蓄積、燃焼が生じた場合においても、アの要件を満足すること
ク 格納容器の床上に落下した溶融炉心が床面を拡がり格納容器バウンダリと直接接触しないこと
ケ 溶融炉心による侵食によって、格納容器の構造部材の支持機能が喪失しないこと
ただし、ア及びイについては、限界圧力又は限界温度を判断基準として用いる場合には、その根拠と妥当性を示すこと。
40

決定論的安全評価と確率論的リスク評価

41決定論的安全評価による判断

評価の対象となる危険、定量評価の方法、評価結果と比較すべき判断基準（Criteria）等があらかじめ定められている。こうした安全評価を「決定論的安全評価（Deterministic Safety Assessment）と言う
あらかじめ定められた幾つかの「想定事象」について、「安全解析」により危険を定量化する。次いで、「安全評価」として、解析結果をあらかじめ定められた「判断基準」と比較する。すべての解析の結果が判断基準を満足すれば、対象となる施設や事業は十分安全と判断する
安全性の判断には、リスクの定量化が必要なはず。しかし、実際の決定論的安全評価では、こうした評価は陽には行われない。


たとえば、「非常用炉心冷却系（ECCS）の性能評価」では、判断基準は燃料被覆管の最高温度と最大酸化量などであり、人とは関係しない量

施設の特性と人の安全とを直接結び付けているのは、レベル３の確率論的安全評価」だけ【2】出典：阿部清治（2015）, 原子力のリスクと安全規制― 福島第一事故の“前と後”, 第一法規株式会社42

決定論的安全評価による判断






安全審査に用いられる決定論的安全評価やレベル１、２の確率論的安全評価は安全評価として不十分かと言えば、そうではない。
安全審査における安全設計の妥当性評価では、幾つかの評価対象事象（想定事象）に対する施設の応答を解析し、それがすべて判断基準を満足することにより、安全設計は全体として妥当と推測
想定事象は、施設で考えられる様々な状況を包絡するように選ばれるが、部分的な解析で全体を推測するわけだから、当然、十分に安全裕度をもった解析をする必要設計だけでなく、施設の立地、建設、運転の各段階においても、十分に裕度をもった目標を掲げ、それをすべて満足するように作られ管理されている【2】出典：阿部清治（2015）, 原子力のリスクと安全規制― 福島第一事故の“前と後”, 第一法規株式会社

43決定論的安全評価による判断対象となる施設や事業

安全解析
危険の定量化

安全評価
判断基準

適合と比較

不適合
十分安全変更・改善と判断【1】出典：阿部清治氏講演資料

44

決定論的安全評価と確率論的リスク評価
安全評価の手法には、決定論的安全評価と確率論的リスク評価がある
 設計指針･評価指針といった決定論的なルールが十分適切なものであれば、原子力施設が公衆に及ぼすリスクは、合理的に、十分小さく保たれるはず PRAは、そうした安全確保の想定が実態としてどれほどうまくいっているかをチェックする手法
45

決定論的安全評価と確率論的リスク評価

設計指針＊１）に沿っての設計指針準拠の確認

安全審査の対象

個々の機器の信頼性確認＊２）

各設計基準事象
シナリオについて各シビアアクシデント
シナリオについて評価指針に沿っての解析

事故進展とFP移行の解析

判断基準と比較

事故影響評価

システムとしての安全性能確認

PSA：残存リスクの評価

レベル１PSA＊１）耐震設計指針も含む。
＊２）外的事象ではハザードも考慮。

レベル２PSA
機器信頼性確認／シナリオ発生頻度評価【1】出典：阿部清治氏講演資料

46

決定論的安全評価と確率論的リスク評価


安全審査では設計指針に準拠していることの確認によって、個々のSSCが十分な信頼性を有することを確認
しかし、ある確率では多重故障の可能性があり、その場合は炉心の損傷につながることもある。多重故障まで考えて、炉心の損傷頻度を計算するのがレベル１PRAである。
安全審査ではまた、各設計基準事象についての解析を行い、それを判断基準と比較し、全ての事象についての解析結果がそれぞれの判断基準を満足すればシステムとしての安全設計は妥当であると判
断事故解析では単一故障の仮定をするが、これは、各SSCが十分な信頼性を有するとの前提
しかし、前述のようにある確率では多重故障の可能性があり、その場合は炉心の損傷につながることもある。多重故障まで考えて、それによって起き得るシビアアクシデントを対象として、格納容器が破損に至るような各事故シーケンスの頻度と各事故シーケンスにおけるソースタームを計算するのがレベル２PRAである。
【2】出典：阿部清治（2015）, 原子力のリスクと安全規制― 福島第一事故の“前と後”, 第一法規株式会社47

決定論的安全評価と確率論的リスク評価

規制のルールは、原則として決定論的なもの
PRAの結果は、そうした規制ルールの下で設計され運転されている施設が、どれ程の安全レベルを有し、また、どこに弱点があるか、どこは過剰な規制になっているかを示すもの
こうした情報（「リスク情報」と呼ぶ）は、より効果的で効率的な規制ルールを考えるための知見になる
規制はイエス、ノーを判断するプロセスである。確率論的評価の基盤は、データ以上に専門家の判断である。機器の故障率にしても、過去の統計が将来に適用可能かという判断に基づいて用いられる。
安全審査のような規制の公式プロセスに確率論的安全評価を直接用いると、そこで確率論的安全評価の基盤である数多くの「専門家の判断の妥当性」を評価することになる。データや手法を一意に定める「決定論的な確率論的安全評価」を用いない限り、現実的な方法でない。
即ち、確率論的安全評価の結果は、規制に直接用いるよりも、規制上のルールの妥当性を判断し、その改善に用いるべきである
確率論的安全評価と決定論的安全評価の違いを端的に述べれば、前者は「知見」、後者は「規則」である。同じように「安全評価」という言葉は使うが、位置づけ及び用途は全く異なる【2】出典：阿部清治（2015）, 原子力のリスクと安全規制― 福島第一事故の“前と後”, 第一法規株式会社

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出典一覧
No.

ライセンス

【1】

‡阿部清治氏講演資料【2】‡阿部清治（2015）, 原子力のリスクと安全規制― 福島第一事故の“前と後”, 第一法規株式会社【3】‡

発電用軽水型原子力発電所の新規制基準に関する提案と課題（JSM NRE 005）（2013年5月）, p. 8, 図2. 1-2,日本保全学会 原子力規制関連事項検討会, https://www.jsm.or.jp/meet_t/mt-report.html

出典情報

【4】

炉心損傷防止対策の有効性の評価に係る標準評価手法（素案）の概要（平成25年2月15日）, 原子力規制委員会,
https://warp.da.ndl.go.jp/info:ndljp/pid/10953979/www.nsr.go.jp/data/000050294.pdf【5】

格納容器破損防止対策の有効性の 評価に係る標準評価手法（素案）の概要（平成25年2月15日）,
原子力規制委員会, https://warp.da.ndl.go.jp/info:ndljp/pid/10953979/www.nsr.go.jp/data/000050295.pdf

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