⽇本原⼦⼒学会 2021年春の⼤会
新型炉部会セッション

新型炉の安全基準に関する諸外国の動向（2）IAEAにおける取組

2021年3⽉17⽇
⽇本原⼦⼒研究開発機構
⼤橋 弘史

内 容

1. ⾼温ガス炉に関する国内における取組
2. IAEAにおける取組
3. まとめ1

実⽤⾼温ガス炉の安全基準構築に資するための研究開発
HTTR
安全基準策定 基礎研究 炉⼼耐震評価
⼿法開発 安全評価⽤データ取得
HTTRの安全基準
・安全評価⼿法

実⽤⾼温ガス炉（発電） （⽔素製造）データや知⾒の蓄積 制御棒引抜き
 流量喪失（国際共同試験）
 燃料性能確証

HTTR新規制基準適合性審査（2014.11〜2020.6.3合格）

規制当局による
実⽤⾼温ガス炉の安全基準の策定
・国際標準、国内規制【今後の課題】
実⽤⾼温ガス炉の安全基準案の確証（１）HTTR安全性実証試験（２）HTTR熱利⽤試験

HTTR

実⽤⾼温ガス炉の安全基準案の検討

動的安全性

受動的安全性・固有安全性

軽⽔炉の安全基準

HTTRを⽤いた固有安全性の実証

⽇本原⼦⼒学会（2013.4〜2015.3、2015.4〜2017.3）

IAEAにおける国際提案

安全要件（2014.12〜2018.12、2017.2〜2019.5）

1998

2010

2020

2030

2040
2

HTTRを⽤いた⾼温ガス炉の固有安全性の実証
実⽤システムの原型提⽰

⾼温⼯学試験研究炉（HTTR）

2020

基盤技術の確⽴2014

連続50⽇運転950℃
2007

海外の規制機関、規制⽀援機関、研究機関が参加※

連続30⽇運転850℃

原⼦炉出⼝950℃達成
安全性実証試験
2002（制御棒引抜試験）
定格出⼒（30MW）、
2001
原⼦炉出⼝850℃達成
初臨界
1998
〜〜〜

1989
1988
1985

建 設
設置許可申請〜取得

⽇本 ⽶

仏

独

韓 チェコ ハンガリー ⾼温ガス炉の固有の安全性を実証
 取得したデータや知⾒をもとに、安全基準の国際標準化を⽬指す※原⼦⼒規制委員会（⽶国）、原⼦⼒委員会及び放射線防護原⼦⼒安全研究所（仏国）、施設・原⼦炉安全協会（独国）、韓国原⼦⼒研究所（韓国）、チェコ原⼦⼒研究所（チェコ）、KFKI原⼦⼒研究所（ハンガリー）

詳細設計

〜

⾼温⼯学試験研究炉
1984
基本設計
1981
〜

炉⼼の中⼼部

OECD/NEAの国際共同試験

2004

我が国初の⿊鉛減速ヘリウムガス冷却型原⼦炉（⾼温ガス炉）
1997
熱出⼒︓30 ＭＷ
原⼦炉出⼝温度︓950℃(最⾼) 原⼦炉 1991
⼀次冷却材圧⼒︓4.0 MPaの建設 1990

1980

安全性実証試験

安全性実証試験（炉⼼流量喪失試験等）

2010

世界
初

新規制基準に基づく設置変更許可取得
設置変更許可申請書を原⼦⼒規制庁に提出

研究開発
燃料・材料

炉物理

熱流動

炉内ガスループ（OGL-1）

⾼温ガス炉臨界実験装置（VHTRC）

⼤型構造機器実証試験ループ（HENDEL）

システム総合設計〜

研究開発と 1974
概念設計 1973 概念設計
1969

炉⼼の⿊鉛ブロック

多⽬的⾼温ガス実験炉

3

HTTRによる実証 –⾃然に⽌まる、⾃然に冷える–
試験計画

試験条件

 30%出⼒（9MW) 炉⼼冷却流量喪失試験（ガス循環機停⽌）・・・ 完了︕（平成22年度）
80%, 100%出⼒ 炉⼼冷却流量喪失試験（ガス循環機停⽌）・・・実施予定
30%出⼒ 炉⼼ + 炉容器冷却流量喪失試験（ガス循環機 + 炉容器冷却設備停⽌）・・・実施予定

••
•
•

HTTR

制御棒の挿⼊、炉⼼の強制冷却を⾏わなくても、物理現象のみで、原⼦炉が⾃然に静定・冷却されることを確証

除熱

流量（%）

ガス循環機の停⽌ → 流量ゼロ

5050003030

炉⼼冷却流量
原⼦炉出⼒
試験結果
解析結果

202010(%) 1000

温度

熱放射

⼀次ヘリウム
ガス冷却材

100(%)

温度（℃）

熱伝導⽔

100

出⼒

除熱

炉容器
冷却設備

流量

⼤気
⾃然対流

試験結果

出力（%）

制御棒

⼤気へ放散

初期出⼒30％（9MW)
炉⼼冷却流量の停⽌
炉容器冷却設備の運転継続停⽌操作（制御棒挿⼊）なし

400
400

燃料平均温度
解析結果

350(oC)350

原⼦炉
圧⼒容器

300

300

ガス循環機

0‐101

1

2 233

445

5 667

時間（時間）

時間（h）

4

⽇本原⼦⼒学会における安全要件の検討「⾼温ガス炉の安全設計⽅針」
研究専⾨委員会（2013.4〜2015.3【⽬的】 IAEAへ提案する実⽤⾼温ガス炉の安全要件案の作成

安全原則

SafetyFundamental

⾼温ガス炉の固有の安全特性
HTTRなどを⽤いた実証データ

⾼温ガス炉における安全確保のアプローチ

OPT法※
具体化

「プリズマティック型⾼温ガス炉の安全設計プロセス」
研究専⾨委員会（2015.4〜2017.3）【⽬的】 安全要件と安全指針をつなぐ考え⽅の構築

安全要件

SafetyRequirements

具体化

安全設計
• 安全要件を達成するための設計事項• 設計基準事象• 許容基準提案

国際原⼦⼒機関（IAEA）【安全設計プロセス】

安全指針

Safety Guides

具体化システム設計

 協⼒研究計画（CRP）（2014.12〜2018.12）

 SMRへの適⽤性評価（2017.2〜2019.5）

IAEAの安全基準体系※OPT法︓オブジェクティブ・プロビジョン・ツリー法

5

安全要件の検討 –安全確保のアプローチ 炉⼼（燃料）の著しい損傷を起こさないように設計
 事故時に、燃料（被覆燃料粒⼦）、コンファインメントなどで放射性物質を閉じ込め 固有の安全性と受動的安全設備による安全確保（能動的安全設備なし、動⼒⽤電源不要）。

⾼温ガス炉
レベル1

深層防護

レベル2

レベル3

レベル4

レベル5

影響緩和

防災

異常の発⽣防⽌

異常の拡⼤防⽌

炉⼼損傷防⽌通常運転

過渡変化

設計基準事故

⽌める
制御棒

制御棒が挿⼊できなくても、⾃然に静定冷やす
圧⼒容器外側から冷却冷却材が喪失しても⾃然に冷却設計拡張状態（著しい燃料損傷なし）

閉じ込める
⾼耐熱性の被覆燃料粒⼦等で閉じ込め
燃料体 圧⼒容器
被覆燃料粒⼦原⼦炉建家FP

軽⽔炉
深層防護レベル1

レベル2

レベル3

レベル4

異常の発⽣防⽌

異常の拡⼤防⽌

炉⼼損傷防⽌通常運転

過渡変化

設計基準事故

⽌める

冷やす

閉じ込める

閉じ込める

制御棒

炉⼼に⽔を注⼊し冷却

燃料被覆管
で閉じ込め
格納容器

格納容器で閉じ込め事故進展防⽌シビアアクシデントの影響緩和（アクシデントマネジメント）

炉⼼損傷防⽌対策

レベル5
防災

格納容器破損防⽌対策

格納容器

圧⼒容器
燃料被覆管
FPFP

6

安全要件の検討 –HTTR知⾒に基づく安全要件–
安全要件の項⽬

⾼温ガス炉

軽⽔炉

設計拡張状態• DEC︓著しい燃料損傷なし• DEC-A︓著しい燃料損傷なし• DEC-B︓炉⼼溶融

原⼦炉の停⽌• 原理の異なる２つの⼿段（固有の炉停⽌特性が⼿段の１つ）• 原理の異なる独⽴２系統

事故時の炉⼼除熱• 原⼦炉圧⼒容器の外⾯からの受動的な残留熱除去（受動的な炉⼼の間接冷却）• ⾮常⽤炉⼼冷却（能動的な炉⼼の強制冷却）

燃料• 通常運転時、過渡変化時及び事故時の閉じ込め性能維持（事故時も燃料で放射性物質を閉じ込め）• 通常運転時と過渡変化時の健全性維持（事故時も健全性維持に努めるが、炉⼼溶融を想定）

原⼦炉
格納系

• 原⼦炉格納施設（気密性︓低）• 原⼦炉格納容器（気密性︓⾼）

外部電源喪失に対する要求• プラントパラメータ監視、放射線モニタリング• 炉⼼溶融の影響緩和に必要な設備への電⼒供給• プラントパラメータ監視、放射線モニタリング

事故時の⽔系隔離に対する要求• １次冷却系統への⽔侵⼊抑制• 冷却材喪失防⽌事故時の格納施設隔離に対する要求• １次冷却系統への空気侵⼊抑制• 放射性物質の閉じ込め• 冷却材喪失防⽌• 放射性物質の閉じ込め

放射性物質閉じ込め

7

IAEAにおけるSMR安全基準に関する取組
原⼦⼒安全・セキュリティー局

原⼦⼒エネルギー局

SMR Regulatorsʼ Forum

研究協⼒計画（CRP）
モジュラー型⾼温ガス炉の安全設計（終了）

SMR安全要件の開発⼿法（終了）
安全要件のSMR適⽤性評価（終了）

研究協⼒計画（CRP）
SMRの緊急時

安全指針のSMR適⽤性評価計画区域（EPZ）

8

SMR Regulatorsʼ Forum（1/2）
SMR Regulatorsʼ Forum 2015年3⽉にSMR開発国の規制当局を中⼼に発⾜ メンバー構成
 メンバー︓カナダ、中国、フィンランド、フランス、韓国、ロシア、サウジアラビア、
イギリス、アメリカ
 事務局︓IAEA
 オブザーバー︓EU、OECD/NEA
 加盟国と関係者へSMR規制に関する知識と経験の共有を図る
SMRに関わる規制への共通課題の特定と解決を図る
 期待される成果
 規制課題に対する声明
 IAEA⽂書の改訂⼜は新規作成の提案
 規制当局による規制枠組み強化に資する情報提供 規制上の課題解決に向けた報告書
 国際的な規格基準の改訂に関する提案

https://www.iaea.org/topics/small-modular-reactors/smr-regulators-forum

9SMR Regulatorsʼ Forum（2/2）
SMR Regulatorsʼ Forum 活動概要
 パイロット・フェーズ（2015年3⽉〜2017年5⽉）• 3つのWG。2018年1⽉にレポートを発⾏
 Graded approach Defence in depth Emergency planning zone
 フェーズ2（2018年〜2020年）• 3つの新WG。2019年12⽉に中間レポートを発⾏
 Licensing issues
 Design and safety analysis
 Manufacturing, construction,commissioning and operations
 フェーズ3（2021年〜）• フェーズ2の3つのWGテーマ
https://www.iaea.org/topics/small-modular-reactors/smr-regulators-forum

パイロット・フェーズの主な結論
 Graded approach（GA）
 SMRの認可プロセスに対するGAの適⽤に同意
 GAの定義、具体的な適⽤⽅法などをより詳細に説明したIAEA技術⽂書の作成が望まれる
 Defence in depth 5つのレベル全てがSMRに適⽤可能。
SMRの特徴であるDiDレベル1と2に対しする設計強化に加え、レベル3とレベル4の効果を実証することが重要
 受動的安全設備の安全要件、起因事象の除外基準、複数モジュールの安全評価要件の構築が必要
 Emergency planning zone
 SMRのEPZは規模が変更可能であることを考慮する必要がある
 EPZの決定に際し、pre-applicationprocessが検討されるとよい EPZの決定にあたり、メカニスティックソースタームの考慮が必要
 同設計であっても、国ごとにEPZの規模が異なる可能性がある
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IAEAにおける活動（1/3）
原⼦⼒安全・セキュリティー局

原⼦⼒エネルギー局

 IAEAが専⾨家を招集しコンサルタント会合を開催
 技術報告書（TECDOC⼜はSafety Report）を作成

 IAEAが設⽴した協⼒研究計画（CRP）へ各機関が参加申請
 技術報告書（TECDOC）を作成

SMR安全要件の開発⼿法（2019.9〜2020.2）
 ⽬的︓テクノロジー・ニュートラルなSMR安全要件開発の⽅法論の検討

研究協⼒計画（CRP）
モジュラー型⾼温ガス炉の安全設計（ 2014.12〜2018.12 ） ⽇本原⼦⼒学会での安全要件作成の知⾒を提⽰

安全設計要件のSMR適⽤性評価（2017.2〜2019.5）
 ⽬的︓⾼温ガスSMRと軽⽔SMRへのSSR-2/1(Rev.1) の適⽤性評価
 ⽇本原⼦⼒学会で作成した安全要件案を提案
 技術報告書（IAEA-TECDOC-1936）

が2020年12⽉刊⾏



⽬的︓⾼温ガス炉の優れた安全上の特⻑を考慮した安全要件の国際標準案の検討



８か国から⾼温ガス炉専⾨家が参加



⽇本原⼦⼒学会で作成した安全要件案を提案



国際標準案を技術報告書として取り纏め

研究協⼒計画（CRP）
SMRの緊急時計画区域（EPZ）（2018.1〜）

 ⽬的︓ SMRの緊急時計画区域（EPZ）に関する⼿法、⽅法論及び基準の開発
 14の国と地域からSMR専⾨家が参加

11

IAEAにおける活動（2/3）
安全設計要件のSMR適⽤性評価（IAEA-TECDOC-1936）の概要
 適⽤性評価の⽅法

 SSR-1/2 (Rev.1) の各要件について、LWR-SMRs及びHTGR-SMRsへの適⽤性を評価
 変更⼜は解釈が必要と評価された場合は、以下を作成
 変更案、解釈案、変更案及び/⼜は解釈案の根拠

 評価結果 LW-SMRs︓変更⼜は要解釈8要件、適⽤可74要件、新規5点（下左図）
 HTG-SMRs︓変更⼜は要解釈30要件、適⽤可52要件、新規5点（下左図）
 評価結果の概要として、⼀覧表（下右図）を本⽂に掲載
 変更案などを含む適⽤性評価結果の詳細をAppendixに掲載
適⽤性評価のまとめ

LWR

874HTGR‐10

適⽤性評価結果の⼀覧表（抜粋）53010523050

57090

Changes or interpretation
Applicable as is
Areas for potential additional requirements
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IAEAにおける活動（3/3）
原⼦⼒安全・セキュリティー局

 2019年から、IAEA安全指針のSMRへの適⽤性評価に関する活動が開始
 対象SMR LWR、HTGR、SFR、LFR、MSR
 2020年後半から、IAEA安全基準全般に範囲を拡⼤した包括的な適⽤性評価を開始
 SMRの設計上の特徴を同定するため、各国のSMRベンダーへアンケートを実施
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まとめ 原⼦⼒機構は、実⽤⾼温ガス炉の社会実装に不可⽋な安全基準の構築に資するため、 HTTRを⽤いた試験、⽇本原⼦⼒学会における検討、IAEAにおける国際提案などの活動に取り組んでいる。
 IAEAにおいては、SMR導⼊機運の⾼まりを受けて、以下の活動が積極的に進められている。
 SMR開発国の規制当局が参加するSMR Regulatorsʼ ForumによるSMR規制への共通課題の特定と解決策検討
 IAEA安全基準のSMRへの適⽤性評価
 我が国が有する新型炉の技術知⾒を国際的な安全基準に反映すべく、今後も、 IAEAにおけるSMRの安全基準策定に向けた活動に貢献していくことが重要と考える。
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