シビアアクシデントと
安全目標に関する論点
平成２２年９月１７日 日本原子力学会 2010年秋の大会 原子力安全部会企画セッション 原子力安全基盤機構 阿部 清治説明内容
• シビアアクシデント（SA)問題の経緯 • SA対処設計の規制要件化検討の方向性 • SA対処設計の規制要件化に係る国際動向 • 確率論的安全目標について • SA対処設計の規制要件化に関し、検討すべき事項シビアアクシデント（SA)問題の経緯（１）
発端
• 従来、原子炉安全は、設計基準事故を中心に検討。 • 1978年3月、米スリーマイル島の事故。 • １９８６年４月、旧ソ連チェルノブイリの事故。 →想像でしかなかったSAが実際に起きてしまった！ →SAのリスクを低減する方策が必要！ • 世界的最優先課題として、SA時の諸現象の解明に 係る研究と、SAのリスクを評価するPSA手法の開発。 • １９９０年代に、各国でアクシデントマネジメント（AM： 運用で対応)の整備。シビアアクシデント（SA)問題の経緯（２）
我が国におけるAMの整備
• 1992年5月、原子力安全委員会は「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」を発表。 - 電力会社がAMを自主的に整備し、万一の場合にこ れを的確に実施することを強く奨励。 • 同年７月に旧通商産業省は、「アクシデントマネジメ ントの今後の進め方について」を発表。 - わが国においてはシビアアクシデントの発生の可能 性は十分小さいので、AMは電力会社が自主保安の 一環として実施するものであると位置づけ。 - 従って、AMがなされているか否か、あるいはその具 体的対策内容の如何によって、原子炉の設置また は運転を制約するような規制的措置は要求しない。シビアアクシデント（SA)問題の経緯（３）
近年の状況
• AMの整備当時から国内外の関係者は、いずれは SAに設計で対処することが必要と認識（例：IAEA安 全基準）。しかし、原子力の停滞とともにこの課題の 検討も停滞。 • 近年になって、原子力の復興に伴う新設計炉の提 案とともに、SA対処設計を規制要件化することも国 際的検討課題に。 - MDEP（多国間設計評価プログラム） - WENRA（西欧原子力規制者会議） • 国内でも、この課題について検討が必要。AMによる リスク低減 • リスクプロファイルをとらえ、その結果を適切に安全 設計、安全管理、安全規制に反映することが必要。 設計基準内 事象の影響 SA SA対処設計の規制要件化検討の方向性（１）
SA対策の目的は「残存リスク」の低減
事象のもた らすリスク B‐DBA ある範囲のSA まで設計で対処 SA対処設計 でリスク低減SA対処設計の規制要件化検討の方向性（２）
概ね、こういう方向か
• 国際的動向を把握し、可能な限り同じ方向性をもっ た規制が必要。（異なる規制をするなら、それでいい と説明できることが必要。） • 一方で、日本の特殊性を十分考慮に入れることが 必要。 - 現行規制（段階規制、性能規定化など）との整合。 - 日本の施設では、地震のリスクが支配的。 - 地震のリスクは、特にハザード評価で不確実さ大。 - 地元等への説明性も重要。国際的な動向（１）
国際的な共通認識（個人的理解）
（IAEA安全基準、INSAG、MDEP、WENRA等）• ある範囲のSAシーケンスに対しては、設計で
対処することが必要。
• 新設炉は既設炉より安全であるべし。
•
SAのリスクを評価する確率論的安全評価
（PSA）の結果の利用は当然。
• しかしながら、PSA結果の絶対値を判断基準
（Criteria）と比べるような規制は不適当。
国際的な動向（２）
IAEA安全基準での要件
• 「設計は、その目的のひとつとして、設計基準事故 及び選定されたシビアアクシデントの結果としての 放射線被ばくの発生を防止し、それに失敗したとき は、影響を緩和をすること。（The design shall
have as an objective the prevention or, if this fails, the mitigation of radiation exposures
resulting from design basis accidents and selected severe accidents.）」
（「原子力発電所の安全：設計安全要求事項」（Safety of Nuclear Power Plants: Design Safety Requirements）における記述）
国際的な動向（３）
MDEPの新設炉に対する安全目標
Top Level Safety Goal High level Safety Goals (DID and Risk goals) Lower level Safety Goals and Targets (Deterministic and probabilistic) Technology specific Safety Targets国際的な動向（４）
MDEPの安全目標４及び５
• 事故による大規模敷地外放出は、現実的な範囲で 稀であること。（Large offsite releases due to
accidents, should be as infrequent as practical.） • 発生し得るいかなる敷地外放出も、限定的な敷地外
緊急時対応しか必要としないこと。（Any offsite releases that could occur should only require limited offsite emergency response.）
国際的な動向（５）
WENRAの新設炉に対する安全目標
目標3:炉心溶融を伴う事故
• 早期もしくは大量の放出に至るような炉心溶融事故を 実際上なくす（Practically eliminated）こと。 • なくしきれない炉心溶融事故については、最小限の敷 地外対応で済むように設計で対処することにより、潜 在的な放射能放出を低減すること。(WENRA / Reactor Harmonization Working Group, ”Safety Objectives for New Power Reactors, 2009年12月）
注：WENRAの「安全目標（Safety Objectives）」は、いわゆる確率論的安 全目標ではなく、達成すべき安全要件であり、もっぱら定性的あるいは決定 論的なもの。
WENRA/RHWG
Safety Objectives for New Power Reactors O3. Accidents with core melt
• reducing potential radioactive releases to the
environment from accidents with core melt, also in the long term, by following the qualitative criteria below: - accidents with core melt which would lead to early or large releases have to be practically eliminated;
- for accidents with core melt that have not been
practically eliminated, design provisions have to be taken so that only limited protective measures in area and time are needed for the public (no permanent relocation, no need for emergency evacuation outside the immediate vicinity of the plant, limited sheltering, no long term
確率論的安全目標（１）
我が国の安全目標
（中間とりまとめ） 定性的目標： • 原子力利用活動に伴って放射線の放射や放射性物 質の放散により公衆の健康被害が発生する可能性 は､公衆の日常生活に伴う健康リスクを有意には増 加させない水準に抑制されるべきである。 定量的目標： • 原子力施設の事故に起因する放射線被ばくによる、 施設の敷地境界付近の公衆の個人の平均急性死亡 リスクは､年あたり百万分の１程度を超えないように 抑制されるべきである。 • 原子力施設の事故に起因する放射線被ばくによって 生じ得るがんによる施設からある範囲の距離にある 公衆の個人の平均死亡リスクは､年あたり百万分の１ 程度を超えないように抑制されるべきである。確率論的安全目標（２）
原子力発電所に対する性能目標
• 炉心損傷頻度
（CDF）：10
-4／年
• 格納容器破損頻度（CFF）：10
-5／年
（この２つの性能目標は同時に満たされることが必要。PSAを行えば、内的 事象による炉心損傷の場合はその10分の１程度が格納容器破損に至るが、 地震による炉心損傷の場合は多くの場合格納容器破損に至る。従って、こ の性能目標案にある炉心損傷頻度指標は、内的事象では10-4／年程度、 地震では10-5／年程度の目標値を示している。）確率論的安全目標（３）
OECD/NEA/CSNI//WGRiskの調査
• CSNI/WGRiskは、各国の確率論的安全目標につい て調査。 • 目標のレベルとしては、定性的目標、定量的健康影 響目標や、施設に注目しての炉心損傷頻度（CDF） や格納容器破損頻度（CFF）などに整理。 • 炉心損傷頻度については、既設炉は、ほとんどの 国で目標値が10-4／炉･年ないし10-5／炉･年。新設 炉は10-5／炉･年とする国の方が多数。 • 放射能放出頻度（あるいは、格納容器破損頻度）に ついては、既設炉は、ほとんどの国が10-5／炉･年。 新設炉は半数ほどの国が10-6／炉･年。確率論的安全目標（４）
Core Damage Frequency Criteria
1E-7 1E-6 1E-5 1E-4 1E-3 da/CNS C da/O PG Re publ ic /STUK and /TV O /Fort um Franc e Hunga ry JNS C rea/ MEST Russ ia regu lato r en/O KG /Ringh als itzer land US /NR C /INS AG EU R [1 /y r] Limit, new NPP Objective, new NPP Limit, old NPP Objective, old NPP
確率論的安全目標（５）
Frequency of Release Criteria
1E-8 1E-7 1E-6 1E-5 1E-4 Cana da/C NS C Canad a/O PG Cze ch R epubl ic Finl and/ STU K Finl and /TVO Fin land /For tum Japa n/JN SC Kore a/M EST Rus sia Slov akia /reg ulat or Sw eden /OK G Sw eden/ Rin ghal s US /NR C IAEA/ INSAG EU R [1 /yr ] Limit, new NPP Objective, new NPP Limit, old NPP Objective, old NPP
