表 4-1-1 深層防護の考え方
深層防護

レベル3
レベル4
レベル１
レベル2
運転時の異常な過渡変化の進展を防止し，運転状態及びいくつかの障壁では事故条件として放射線源又は放射性物質と従業員及び公衆又は環境との間に設置された物理障壁の有効性を維持するための様々なレベルの多様な装置と手順の階層的な展開
異常運転や故障の防止

異常運転の制御及び故障の検知

保守的設計及び建設・運転における高い品質

制御，制限及び防護系，並びにその他のサーベランス特性

設計基準内への事故の制御

事故の進展防止及びシビアアクシデントの影響緩和を含

工学的安全施設及び事故時手順

補完的手段及び格納容器の防護を含めたアクシデントマ
ネジメント

レベル5

防災

品質マネジメントと適切かつ実証されたエンジニアリング プラントで運転時の異常な過渡変化が事故の状態に発展 第3の防護レベルでは，非常に可能性が低いことではあ 深層防護の第3の防護レベルの失敗から生じる事故の影
手法に従って，プラントが健全にかつ保守的に立地され， するのを防止するために，通常運転状態からの逸脱を検 るが，ある予期される運転時の異常の過渡変化又は想 響を緩和する。このレベルの最も重要な目的は閉じ込め
IAEAにおける定義
設計，建設，保守また運転されること。これらの目的を満 知し制御する。これは，想定起因事象が，それらを防止す 定起因事象が発展して先行する防護レベルで制御でき 機能を確実にすることであり、それにより放射性物質の放（INSAG-10,SSR-2/1，１段目：深層防護レ たすため，適切な設計コードの手法の選択と，機器の製 るための処置を実施したにもかかわらず原子力発電プラ ないこと，並びに事故に発展するかもしれないことを想定 出が合理的に達成可能な限り低く維持されることを確実
ベルの定義，２段目：目的，３段目：目的達 造とプラントの建設における品質管理に，さらにその試運 ントの運転寿命中に発生する可能性があるという事実を する。プラントの設計では，そのような事故が生じるものと にする。
成に不可欠な手段，４段目：SSR-2/1での 転に対するのと同様に，細心の注意を払う。内的危険事 認識したものである。この第2の防護レベルでは，設計で 想定する。これは，炉心の損傷や重大な敷地外への放考え方）
象の可能性を低減する設計は，この防護レベルでの事故 特定の系統と設備を備えること，それらの有効性を安全 出を防止し，プラントを安全な状態に復帰させることがでの防止に寄与する。設計，製造，建設と供用中検査，保 解析により確認すること，さらにはそのような起因事象の きる，固有の及び（又は）工学的安全機能，安全系，さら守及び試験に係わるプロセスと手順，このような活動に近 影響を防止するか，さもなければ最少に留め，又はそのプ に手順を準備する要件につながる。
づく容易さ，プラント運転の仕方，及び運転経験の利用の ラントを安全な状態に戻す運転手順の確立が必要とな仕方にも注意が払われる。このプロセスは，プラントの運 る。
転と保守についての要件と，運転と保守の品質マネジメン
トについての要件を決定する詳細な分析により裏付けられる。
異常な運転と故障の予防
Prevention of abnormal operation and failures

異常な運転と故障の制御
Control of abnormal operation and failures

放射能の放出を制限し，炉心溶融状態への拡大予防す 所外放出を抑えるための炉心溶融を伴う事故の制御るための事故の制御
Control of accidents with core melt to limit offsite
Control of accident to limit radiological releases andreleases
prevent escalation to core melt conditions

保守的な設計と建設・運転における高い品質
制限及び防護機能及び他の監視機能
Conservative design and high quality in construction and Control and limiting systems and other surveillance
WENRAにおける定義
features（１段目：目的，２段目：必須の手段，３段 operation, control of main plant parameters insidedefined limits
目：関係する発電所状態の区分）

通常運転

深層防護

日本原子力学会における定義（核燃料RMに記載）

3.a
3.b
安全系
工学的安全施設
事故手順
事故手順
Reactor protection system, Additional safety features,
safety systems, accident
accident procedures
procedures

運転時の異常な過渡変化

想定単一起因事象

炉心溶融を緩和するための工学的安全施設
炉心溶融を伴う事故の管理（シビアアクシデント）
Complementary safety features to mitigate core melt,
Management of accidents with core melt (severeaccidents)

3.aに伴う安全系の故障又 想定炉心溶融事象（短期及び長期）は無効を含む特定の多重故
障

レベル１

レベル2

レベル3

レベル4

レベル5

異常・故障の発生防止

異常・故障の拡大防止

事故の影響緩和

設計基準を超す事故への施設内対策

防災（核燃料RMでは、地震時）

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 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 事故に備えて、その影響を緩和するため、例えば、原子 設計基準を超すような事故状態に備えて、それがシビア止するために、実証された技術に基づいて十分裕度のあ とにより、それが事故に発展するのを防ぐため、運転パラ 炉冷却系の配管が破断し、冷却水が流出して炉心が空 アクシデント(SA)になるのを防止するための対策（フェイズる設計を行うこと。必要に応じて地震や飛来物等の個々 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 焚きになるような事故(LOCA)に対して非常用炉心冷却 1のAM）、およびSAになってしまった後にその影響を緩和の誘因事象に対する防護検討を行うこと。高い品質管理 て原子炉を停止すること等が考えられる。
系（ECCS）を用意しておくこと。格納容器が内圧によって するための対策（フェイズ2のAM）が用意される。
福島第一の廃止措置（核燃料RMでシステムに基づいて保守管理を行うことが図られる。
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
は、Sd地震動、Ss地震動）こと等が図られる。これらの方策は、施設及び設備の安全設計及び安全評価のために想定する設計基準事象に基づいて用意される。
※異常・故障とは：原子炉施設及び燃料貯蔵施設，再処理施設等の原子力施設において，核連鎖反応，放射性線源又はその他の放射線発生源に対する制御の喪失をもたらす可能性がある故障又は異常な状態（セキュリティの破綻を含む）

水化学に求められる防止対策

機器や配管等の腐食、冷却材の漏洩等の事象を防止す 機器や配管等の腐食に起因した冷却材の漏洩等の機能るために、構造材料の経年劣化の抑制と管理を目的とし、 喪失が起きた場合、直ちに検知し、冷却材の漏洩による実証された技術や知見に基づいて十分な裕度を考慮した 環境放出等の拡大を防ぐことを目的とした対策を講じるこ
水化学管理、品質管理等に基づいた保守管理を行うこと。と。これにより、水化学によるプラントの信頼性の確保が図られる。

4-3

環境への放射線放出を抑制し、環境への影響を緩和する 設計基準を超すような事故状態に備え、シビアアクシデン 水化学管理の寄与は小さいものと考ため、例えば、原子炉冷却系の配管が破断し、一次冷却 ト(SA)になるのを防止するための対策、およびSAに至っ えられる。
水の喪失(LOCA)を防止するための非常用炉心冷却系 た後の影響を緩和するための対策を講じること。
（ECCS）が、周辺機器の部材と反応し、炉内構造物の腐食性に大きな影響を及ぼし、漏洩の更なる拡大に繋がらないよう、ECCSの影響を事前に評価し、対策を講じること。