意交基原第２－４号

ＩＡＥＡ基準の動向－ 多重防護（5層）の考え方等 －平成23年3月2日（独）原子力安全基盤機構
原子力システム安全部 次長
山下 正弘

内容

1. はじめに
2. 我が国の状況
2.1 多重防護（3層）の考え方
2.2 シビアアクシデント対応
3. IAEA基準等の状況
3.1 多重防護（5層）の考え方
3.2 シビアアクシデント対応
4. WENRA安全目標
4.1 多重防護の新しい考え方
4.2 シビアアクシデント対応
5. まとめ11. はじめに○ IAEAの基本安全原則※１の「2. 安全目的」において、「基本安全目的は、人及び環境を電離放射線の有害な影響から防護することである」と定められ、この安全目的を達成するために適用すべき10項目の原則が定められている。
○ このうちの「原則8：事故の防止」において、｢原子力又は放射線の事故を防止及び緩和するためにすべての努力を行わなければならない｣としている。この中で多重防護は、事故の影響の防止と緩和の主要な手段として位置づけられている。
○ 多重防護においては、原子炉施設の安全確保対策を多段的に設け、一つの安全確保対策が損なわれることがあっても施設の安全が脅かされることのないようにする※２という前段否定の考え方を取っている。
○ ここでは、最初に我が国の状況を整理した後、IAEA基準、WENRA安全目標等における多重防護の考え方、その中における新設炉のシビアアクシデント（SA）対応の位置づけを整理する。

※1: IAEA安全基準「基本安全原則」（No.SF-1）、2006※2 :「リスク情報を活用した原子力安全規制の導入の基本方針について」（平成15年11月）原子力安全委員会

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2. 我が国の状況

2.1 多重防護（3層）の考え方※
原子力施設の安全確保のためには、従来から各種の技術的措置が講じられており、安全技術の土台を形成するものとして多重の防護という考え方に立つ安全対策がとられている。
具体的には、
1) 異常の発生を防止する。
2) 異常が発生した場合には早期に検知し、事故に至らないよう異常の拡大を防止する。
3) 事故が発生した場合にも、その拡大を防止し影響を軽減する。という3つのレベルでの「多重防護」という考え方がとられている。

第1層（異常発生を防止する段階） 個々の機器や系統に入念な設計・保守により十分な余裕を持たせ、また品質保証を高めて、故障の発生を防止する対策がとられる。
フェイルセイフ設計やインターロックの採用、バックアップ系統の採用等。

第2層（異常の拡大を防止する段階） 各種の監視装置の設置や安全停止装置の設置による異常の拡大防止が図られている。原子炉の緊急停止系の設置等。

第3層（事故時の影響を緩和する段階） 影響緩和の安全装置の設置による対応が図られている。緊急炉心冷却装置や原子炉格納施設の設置等。

なお、安全管理対策等を含めた広義の多重防護の対策には、アクシデントマネジメント策、防災対策等が含まれるとしている。
※ 平成12年版原子力安全白書（平成13年3月）原子力安全委員会

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2.2 シビアアクシデント対応
原子力安全委員会の決定文（平成4年5月）※において、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の位置づけがなされている。
○ 多重防護の思想に基づき厳格な安全確保対策を行うことによって、シビアアクシデン
トは工学的には現実に起こるとは考えられないほど発生の可能性は十分小さいものとなっており、原子炉施設のリスクは十分低くなっていると判断される。
○ アクシデントマネージメントの整備はこの低いリスクを一層低減するものとして位置付けられる。したがって、原子炉設置者において効果的なアクシデントマネージメントを自主的に整備することが強く奨励されるべきであると考える。

多重防護の第3層までにおいて、（解析手法、判断基準等に保守性を持たせた）保守的アプローチをとることで、設計基準事象を超える事象であるシビアアクシデントの発生可能性（炉心損傷頻度、格納容器機能喪失頻度等）が十分に低く抑制されている。

※ 「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」（平成4年5月28日）原子力安全委員会

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3. IAEA基準等の状況

3.1 多重防護（5層）の考え方○ IAEA基準等※においては、多重防護のレベルについて、シビアアクシデント対応（第4層）、サイト外の緊急時対応（第5層）を含めた5層から構成している。設計基準事故への対応（第3層）は、シビアアクシデント対応（第4層）と明確に区分されている。
運転状態

事故発生防止多重防護レベル目的

必須手段

事故影響緩和第1層

異常運転及び故障の防止

保守的設計及び建設・運転における高い品質

予期される運転時の事象

第2層

異常運転の制御及び故障の検出

制御、制限及び防護系、並びにその他のサーベランス
特性

設計基準事故及び複合した運転時の事象

第3層

設計基準内への事故の制御

工学的安全施設及び事故時手順

シビアアクシデント

第4層

補完的手段及び格納容器の事故の進展防止及びシビアア
防護を含めたアクシデントマ
クシデントの影響緩和
ネジメント

シビアアクシデント
後の状況

第5層

放射性物質の放出による放射線影響の緩和

通常運転

サイト外の緊急時対応※ INSAG-10 「原子力安全における多重防護」,IAEA（1996）、INSAG-12「原子力発電所の基本安全原則」,IAEA（1999）、
IAEA安全基準「原子力発電所の安全：設計」NS-R-1（2000）等

5参考．多重防護の考え方（論理的な流れ）※
プラントへのチャレンジ※ IAEA-TECDOC-1366, August 2003

（安全機能に影響する脅威）

レベル1

多重防護 レベル1の対策

成功

失敗

目的 ：異常運転及び故障の防止
成功 ：通常運転起因事象
多重防護 レベル2の対策

レベル2

目的 ：異常運転の制御及び故障の検出
成功 ：通常運転への速やかな復帰

設計基準事故多重防護 レベル3の対策

レベル3
シビアアクシデント
多重防護 レベル4の対策

レベル4

目的 ：設計基準内への事故の制御
成功 ：設計基準事故に対する許容基準の遵守
目的 ：事故の進展防止及びシビアアクシデントの影
響緩和
成功：限定的炉心損傷及び格納機能維持
サイト外の緊急時対応が不要

放射性物質の大量放出
多重防護 レベル5の対策

レベル5

目的 ：サイト外の緊急時対応によって、公衆の線量レベルを許容値に制限する
成功：設定された線量限度への適合

基本的安全機能を適切に達成

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3.2 シビアアクシデント対応○ NS-R-1（2000）※１では、事故状態を設計基準事故と設計基準を超える事故に分類。
現在、改定中の案（DS414）※２では、事故状態を設計基準事故と設計拡張状態に分類。
（a） 設計基準事故として明確には想定されていないが、設計基準事故によって包含されるような事故状態（b） 著しい炉心損傷を伴わない設計基準を超える事故

NS-R-1（2000）

事故状態
運転状態
予期される運転時の事象

通常運転

設計基準を超える事故（Beyond DBA）
(a)

設計基準事故（DBA）(b)

シビアアクシデント

アクシデントマネジメント

改定案（DS414）
運転状態
通常運転

予期される運転時の事象

事故状態
設計基準事故（DBA）

設計拡張状態（DEC）○ NS-R-1（2000）、DS414ともに、設計基準事故に対しては単一故障を想定した決定論的で保守性を見込んだ評価を適用するが、シビアアクシデント／設計拡張状態に対しては最適評価を適用するとしている。
○ NS-G-1.10（2004）※３では、新設炉に対して、シビアアクシデントを設計段階から考慮することを要求し、具体的に、シビアアクシデントに伴う放射性物質の早期放出/大規模放出を実質的に排除すること、格納容器の損傷防止に対応すること等を要求している。
※1: IAEA安全基準「原子力発電所の安全：設計」NS-R-1（2000） ※2: NS-R-1改定案（Rev.27c, Nov.2010）※3: IAEA安全基準「原子力発電所の原子炉格納容器の設計」NS-G-1.10（2004）

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4. WENRA安全目標
西欧原子力規制者協会（WENRA）は、2010年11月、新設炉の安全目標※１を公表した。これに先立って、2010年1月に公開された原子炉調和ワーキンググループの文書※２では、新設炉の安全目標に加えて、多重防護の新しい考え方が議論されている。

4.1 多重防護の新しい考え方○ 新設炉に対しては、多重故障状態、炉心溶融事故等、既存の原子炉のオリジナル設計
では、「設計基準外」であったことに対応する機会があり、かつこれに対する明確な期待があるとした上で、議論された多重防護レベルの構成の改定案が提示されている。
○ 多重防護の第3層において、3a（従来の第3層に相当）に加えて、3b（多重故障条件を考慮）を追加して拡大した上で、3aの許容基準は既存の原子炉の第3層の許容基準と同等としている。なお、第4層までオリジナル設計で考慮すべきとしている。
○ DBA（3aに該当）に対しては、保守的解析が要求されるが、それを超える多重故障条件（3bに該当）に対しては、許容基準をグレーデッド・アプローチに従い決定する、3bに対応する設備の要件は根拠があれば3aほど厳しくなくてよい等、現実的条件としている。
○ 「炉心溶融を伴う事故」に伴う現象は、炉心溶融を伴わない現象とは根本的に異なるため、多重防護の第４層で取り扱うべきとしている。
※1: 「新原子力発電所の安全目標に関するWENRA声明」（2010年11月）WENRA※2: 「新原子力発電所の安全目標」（2009年12月）WENRA原子炉調和ワーキンググループ（RHWG）

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4.2 シビアアクシデント対応○ WENRAが公表した新設炉の安全目標は、IAEAの基本安全原則（SF-1）に基づいて策定されており、「次の数年間において欧州で認可される新原子力発電所は、特に、設計改善を通して、既存の原子力発電所よりも安全なものとする」こと等を目的としている。
○ WENRA安全目標は7つの目標（O1～O7）から構成されている。このうち、O2及びO3がシビアアクシデント対応に関連しており、事故を「炉心溶融を伴わない事故」と「炉心溶融を伴う事故」の2つに区分した上で、以下を満たす設計対応を要求している。
O.2 炉心溶融を伴わない事故
サイト外への放射線影響を及ぼさないか又は僅かな影響しか及ぼさないことを確実にすること。（よう素錠剤の投与、屋内避難、退避が不要等）
O.3 炉心溶融を伴う事故
1) 早期放出又は大規模放出に至る炉心溶融事故が実質的に排除されていること。
2) 実質的に排除されない炉心溶融事故に対して、エリアと時間の点で公衆に対する限定的な防護措置しか必要とせず（永久移住が不要、プラント近傍の外での緊急時退避が不要、屋内退避が限定的、長期の食物摂取制限がない等）、かつ、防護措置の実施に十分な時間を利用できること。
95. まとめ○ IAEA基準等では、原子炉施設の多重防護について、シビアアクシデント対応、サイト外の緊急時対応を含めた5つのレベルから構成している。シビアアクシデント対応の要求は、多重防護の第3層（設計基準事故（DBA）への対応）ではなく、第4層に位置づけられている。なお、NS-R-1改定案（DS414）では、事故状態の中に設計拡張状態（DEC）を設定しているが、DBAとは別のもの（上回るもの）として設定している。
○ IAEA基準等では、新設炉に対しては、シビアアクシデントを設計段階から考慮することを要求している。また、DBAに対しては単一故障を想定した決定論的で保守性を見込んだ評価を適用するが、シビアアクシデントに対しては最適評価を適用するとしている。
○ 原子炉施設に対して、第3層まで保守的アプローチをとり、想定事象（DBA）を設定して、炉心損傷防止、格納容器機能喪失防止を要求している。DBAの超過確率が小さいこと、解析手法、判断基準等が保守的であること等から、炉心損傷や、格納容器機能喪失の確率が十分に低く抑制されている。
○ 「合理的に達成できる安全の最適・最高水準」の枠組みの中で、残存リスクに対して取り組むことは、発生頻度が極めて小さい領域が対象であること、（裾きりを決めない限り）代表的事故シーケンスを選定することができないこと等から、現実的評価を行い、PSAも活用して、その低減に取り組むことが適当ではないか。
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