標準委員会セッション1（原子力安全検討会，分科会）「原子力安全の基本的考え方」

第Ⅱ編「基本原則の具体的展開としての技術的要件について」

名古屋大学 山本 章夫（原子力安全分科会）
日本原子力学会 2013年春の年会 2013年3月26日 近畿大学

 目次

1. 技術要件策定の背景と目的
2. 技術要件策定のための分析
2.1 分析対象
2.2 分析対象図書の位置づけ
2.3 オブジェクティブツリー(O.T)の概要
2.4 O.TとSSRとの対応付け
2.5 SSRと国内従来規格・基準との対応整理

3. 技術要件策定における課題
3.1 従来国内規格・基準でカバーされない要件
3.2 福島事故を踏まえた教訓の技術的要件への反映
3.3 オブジェクティブツリーの改善の例

4. まとめ1

１．技術要件策定の背景と目的


法体系や基準・指針類の見直し/整備

指針体系化



東北地方太平洋沖地震による福島第一原子力発電所の事故を受け、法体系や基準・指針類の見直し/整備を進めるべき、との指摘。(例：原子力安全に関するIAEA閣僚会議に対する日本国政府報告書)。
安全審査指針類は、基本的な要件から評価手法の詳細までが混在した構成となっており、体系的に整理すべき。(旧原子力安全委員会の指針体系化)
安全基準体系を目標、機能要求、性能水準要求、容認可能な実施方法といった階層構造に整理し直すことが必要。

これらの課題に対応するため、原子力安全の目的及び基本原則を頂点とする学会標準の体系を検討し、原子力安全の確保のために必要な標準の策定に資する。

2

１．技術要件策定の背景と目的
 全体の体系

安全原則
↓
機能要求
↓
性能水準要求↓容認可能な実施方法

技術要件
安全原則の下位に位置

出展：ATOMICAおよびIAEA：安全基準、http://www-ns.iaea.org/downloads/standards/spess/pdf

１．技術要件策定の背景と目的

今後、標準策定活動を進めていくにあたり、原子力安全を達成するために必要な次の項目を階層構造で検討中。
「原子力安全の目的、それを達成するための基本原則」

「その原則を具現化するための技術的要件」「原則を具現化するための技術的要件」の策定
原子力安全の深層防護の考え方を基本として，安全設計を中心に考え方を整理，我が国の国内基準類との関係を分析した上で技術的要件を策定



技術要件策定の目的
安全原則から体系的に展開することにより、完備性と一貫性を確認

原子力発電所の安全性を高める規制体系、及び原子力安全確保のための論理体系の構築



原子力安全に係る説明責任

4

２．技術要件策定の為の分析

２．１分析対象
技術要件策定にあたり、下記2図書を参考として分析を実施
 lAEA Safety Report Series No.46 “Assessment of Defencein Depth for Nuclear Power Plants”
INSAG-12を上位図書とし、深層防護策の有効性を事業者が自ら検討することを主目的として策定された図書。
設計上の特徴や安全性維持のための対策など、既存プラントの深層防護能力の検討方法を図示したもの（オブジェクティブツリー）

IAEA. “Safety of Nuclear Power Plants: Design”，IAEA
Safety Standards，Specific Safety Requirements No. SSR2/1, 2/2


SF-1を上位図書とし、原子力発電プラントの構築物、系統および機器に関する安全設計要件とともに、安全に運転するため、また安全を損なう可能性のある事象を防止するため、またはその事象が発生した揚合にその影響を緩和するために必要とする安全上重要な要求と組織上の措置を定めたもの。

5

２．技術要件策定の為の分析
２. ２分析対象図書の位置づけ

上位概念図書

SF-1
安全目的
安全原則
原則1
原則2
・・

設計/運転に関する要件の書き下し
下位図書




SSR-2/1, 2/2
安全目標、安全原則および安全概念の適用
放射線防護設計における安全深層防護の考え方
プラント設計の健全性維持
設計における安全の管理
主要な技術要件
要件1
要件2
・INSAG-12
目標
基本原則
管理者の責任深層防護の戦略
一般的な技術原則
特定の原則・・深層防護の観点による安全対策の分析
Safety Report Series No.46
 深層防護の概念
 プラント深層防護能力特定のためのアプローチ アプローチの概要
 対策の仕様 Objective Tree・Provisions
 適用例・・

SF-1相当である安全原則に対し、SSR相当となる技術要件を検討
要件導出の考え方：オブジェクティブツリー

6

２．技術要件策定の為の分析

２．３ オブジェクティブツリー(O.T)の概要
全てのFSFが影響を受ける（反応度制御、燃料冷却、放射性物質閉じ込め）

守るべき安全機能プラントに影響を及ぼすサイトでの自然要因

安全機能に影響を与える要因/課題
要因/課題が発生するメカニズム

要因/課題や発生するメカニズムに対する個々の対策(Provisions)

地震、プラント構造安全性などにとって不都合なサイトの地震状況

プラントに影響を及ぼすサイトでの人の活動

飛行機の影響外部での洪水状況に不都合なサイトの水文状況

放射線拡散に不都合なサイトの水文状況

放射線リスクにとって重要な意味を持つ自然現象発生率の調査安全機能を補える可能性のある機能の実現性評価

放射線リスクにとって重要な意味を持つ人為的事象発生率の調査

安全機能を補える可能性のある機能の実現性評価

プラント安全性への影
響分析

数値化した確率および安全分析により得られた方策の実施

プラント安全性への影
響分析

数値化した確率および安全分析により得られた方策の実施

設計基準としてのPIE（想定起因事象）サブセット選択

構造設計への十分な
安全裕度の組込

プラント近隣での人活動の制限

構造設計への十分な
安全裕度の組込

極端な気象条件（風、高温、低温など）

有害および可燃ガスの放出

化学的ハザード

設計基準としてのPIE（想定起因事象）サブセット選択



守るべき安全機能に対して対策(Provisions)が導かれるツリー対策(Provisions)が技術的要件に相当

7

２．技術要件策定の為の分析

２．4 O.TとSSRとの対応付け
Objective Tree Provisions
全てのFSFが影響を受ける（反応度制御、燃料冷却、放射性物質閉じ込め）①放射線リスクにとって重要な意味を持つ自然現象発生率の調査

プラントに影響を及ぼすサイトでの自然要因

プラントに影響を及ぼすサイトでの人の活動

IAEA SSR-2/1,2/2
Requirement
SSR-2/1 5.20他の安全上の要求事項と整合をとって、外的事象の発生確率と可能性のある有害な影
響を最小限にするよう

地震、プラント構造安全性などにとって不都合なサイトの地震
状況

外部での洪水にとって不都合なサイトの水文
状況

放射線拡散に不都合なサイトの水文状況

極端な気象条件（風、高温、低温など）

有害および可燃ガスの放出

飛行機の影響に、安全上重要な設備を化学的ハザード設計し、配置しなければならない。

放射線リスクにとって重要な意味を持つ自然現象発生率の調査

安全機能を補える可能性のある機能の実現性評価

放射線リスクにとって重要な意味を持つ人
為的事象発生率の調査

安全機能を補える可能性のある機能の実現性評価

プラント安全性への影
響分析

数値化した確率および安全分析により得られた方策の実施

プラント安全性への影
響分析

数値化した確率および安全分析により得られた方策の実施

構造設計への十分な安全裕度の組

プラント近隣での人活動の制限② プラント安全性へのSSR-2/1 5.20他の安全上影響分析の要求事項と整合をとって、外的京象の発生確率
事象と可能性のある有害な影設計基準としてのPIE（想定起因事象）サブセット選択

響を最小限にするように、安全上重要な設備を設計し、配置しなければ構造設計への十分な安全裕度の組込設計基準としてのPIE（想定起因事象）サブセット選択ならない。
③設計基準としてのSSR-2/1 5.6想定起因事象

PIE（想定起因事象）サ
ブセット選択には、100%出力、低出力あるいは停止状態にかかわらずプラントの構築

対策(Provisions)を個別の技術要件としてとらえ、SSRの要件と対応するか分析した結果、概ね対応することを確認

物、系統および機器、運転過誤により予見しうる故障、並びに、内的および外的の危険事象からもたらされる可能性のある故障をすべて含めなければならない。

8

２．技術要件策定の為の分析

２．５ SSRと国内従来規格・基準との対応整理① IAEA SSR 安全要件
（SSR-2/1）

要件 1:プラント設計における安全管理の責任
原子力発電プラントの建設および（または)運転の許可を申請する者は、規制機関に提出した設計がすべての適用すべき安全要件を満たすことを確実にすることに責任を負わなければならない。
3.1. 原子力発電プラントの設計の安全にとって重要な活動に従事する、設計組織を含むすべての組織は、安全に関する事項は最高の優先順位が与えられることを確実にすることに責任を負わなければならない。



② 国内 規制側の対応③ 国内 事業者の取り組み（安全設計審査指針、省令、内規（設置許可、工認資料、保安規定等）等）

核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第 27 条 設計及び工事の方法の認可
第 35 条 保安及び特定核燃料物質の防護のために講ずべき措置実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（昭和五十三年十二月二 十八 日通商産業 省令 第 77号）
第二 条
法 第二十 三条第 二項の原子炉の設置の許可の申請書の記載
第十六条
法第三十七条第一項の規定による保安規定の認可を受けようとする者は、認可を受けようとする工場又は事業所ごとに、次の各号に掲げる事項について保安規定を定め、これを記載した申請書を提出しなければならない 二 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。
）に関すること。

設置許可申請書
工認
保安規定 全般④ 論 点
左記の対応は要件の担保の方針であり、直接的に要件の内容を示すものではない⑤ 日本版
技術要件 記載案①と同文とする。

⑥ 民間規格原子力学会倫理規定
2-1 安全確保の努力

実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則第十六条で安全文化について言及があるが、責任そのものには深く言及していない。

SSRの要件と対応する国内指針類や民間規格等を整理
SSRの多くは従来国内規格・基準に対応するため、これをベースとした技術要件は概ね導入可能である
一方いくつかの要件は、従来の国内規格・基準に対応せず

9

３．技術要件策定における課題
３.１ 従来国内規格・基準でカバーされない要件







前述の整理の結果として、主に以下に関する要件は従来国内規格・基準で扱われていない
No.

項目

1

DECの考慮

2

PSAの活用

3

深層防護

4

複数ユニットによる影響

5

廃止措置

6

品質保証

これらに対しては、新安全基準と対応するものもあると考えられるが、民間基準等の整備を検討する必要があると考えられる。

10

３．技術要件策定における課題

３.２ 福島第一事故を踏まえた教訓の技術的要件への反映


福島第一事故を踏まえて抽出された教訓を技術的要件の内容に盛り込む必要がある。
教訓の内容が既存のオブジェクティブツリーの内容でカバーされないようなものであれば、必要に応じてツリーの改善と導き出される対策：新たな技術要件を追加する必要有り

福島事故の教訓を踏まえたオブジェクティブツリー改善

11

３．技術要件策定における課題

３.３ オブジェクティブツリーの改善の例
教訓（INPOからの例）： 定期的なレビューや新しい知見により、安全マージンを大きく引き下げるか、現在の設計仮定条件を超える可能性が示された場合、実質的な影響が出る可能性をタイムリーに、規則にのっとり、かつ包括的に評価する必要がある。
プラントウォークダウンを伴う、独立した様々な分野にまたがる安全レビューも原子力安全にかかわる事項を理解するために実施されなければならない。そうした影響に重要な安全系の共通モード故障が含まれる場合、補償措置または対策を遅滞なく確立するべきである。
全てのFSFが影響を受ける（反応度制御、燃料冷却、放射性物質閉じ込め）

AOOおよびDBA
用基礎設計の不備

通常運転のための設計基礎の不備

プラント制御システムが想定通り機能しない

安定した運転のための適切な設計裕度

所要運転状態とプラントプロセス制御の必要条件を特定する

異常運転防止のためのプロセス制御システム

BDBAにおけるプラント能力が不十分

PIEの不適切な選択

SSCが意図通り機能しない

安全査定が適切に行われていない

安全検証が適切に行われていない

確率に応じてPIEを分類

以下のコード（様々な耐用期間中の段階）特定のためSSC（構造物・設備・機器）を分類

各PIEの受け入れ基準事業者による独立した検証

設計
建設、製造、取付

全PIEの保守的分析

規制機関による検討

事象分類アプローチを
特定
設計基礎を設定するためのDBA一覧

SSCがDBAに対応するよう適切に設計されていない

SSC能力が余裕を持ったものであることを特定するため、限界PIEを定義付ける

環境条件に対するSSCの適性

BDBAが設計において適切に検討されていな
いBDBAのシナリオおよび受け入れ条件を特定する

BDBAの現実的分析

運転・保守PSAの実施

IAEAなどの専門派遣団による検討

一般的な設計基礎（深層防護レベル：1〜4）のオブジェクティブツリー

SSC性能検証のための定期試験条件

BDBA低減のための追加安全機能を実施する

教訓を反映してO.Tの対策に追記

他のプラントシステムによるSSCの独立性を保証する

定期的レビューや新知見等をタイムリーに取り込む⑥
独立した様々な分野にまたがる安全レビュー

12

４．まとめ原子力安全基本原則を頂点とする標準体系構築に資するた
め、技術的要件の策定を実施中。
 参考となるIAEA図書の分析/整理を実施。
 オブジェクティブツリーの各Provisionsが重要であり、SSRとほぼ整合が取れることが確認された。
 新たに定める技術要件としては、IAEA個別安全要件をほぼ導入できる。
 但し、一部は現行の国内規制等でカバーされず、民間基準等の整備を検討する必要がある。
 さらに、福島第一事故の経験を踏まえ、オブジェクティブツリーの改善および対策を技術要件に反映する必要有り。
 今後原子力学会がまとめた「安全原則」との整合を確認、整理していく。
13