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原子力施設等安全研究年次計画(抄録)


(昭和56年度-昭和60年度)
昭和55年5月28日
原子力安全委員会
原子力施設等安全研究専門部会
(昭和55年6月16日、原子力安全委員会で決定されたもので、その一部を紹介する。)

 軽水炉施設、核燃料施設及び核燃料輸送容器についての工学的安全性に係る研究(以下「原子力施設等安全研究」という。)は、原子力委員会原子炉施設等安全研究専門部会が昭和51年4月に策定した「原子炉施設等安全研究年次計画(昭和51年度-昭和55年度)」を当専門部会が、昨年7月に全面的に見直し、その結果をとりまとめた「原子力施設等安全研究年次計画(昭和54年度・昭和55年度)」に基づき推進されてきているところである。

 今後とも長期的視点に立って計画的かつ総合的に原子力施設等安全研究を推進する必要があると考え、当専門部会において昭和56年度以降5ヵ年間に国として実施すべき安全研究課題について、その必要性、研究内容、実施機関等について審議し、その結果を安全研究年次計画としてとりまとめたので報告する。

 なお、安全研究年次計画をとりまとめるに当っての考え方等は、次のとおりである。

 (1) 安全研究の必要性

 原子力の安全確保の基本は、放射性物質を安全に管理することであり、このため原子炉施設の設計、建設及び運転にあたっては、次の深層防御(Defence in Depth)の考え方をとっている。

① 第1のレベルでは、安全上余裕のある設計を行うこと、製作において厳重な品質管理を行うこと、設計どおり建設又は製作されているか検査すること、運転に入ってから厳重に監視、点検、保守を行うことにより施設や関連機器に故障が起こらないよう配慮する。

② 第2のレベルでは、このような配慮にもかかわらず、運転中に何らかの故障の発生を仮定し、そのような場合に対応して、設備の損壊の防止や事故の影響を少なくするための多重的かつ独立的な工学的安全施設を設けることにより、大きな事故に発展することがないよう対策を講じる。

③ 第3のレベルでは、多重性を有する上記工学的安全施設のうち、その一部が作動しないことなどさらに厳しい状況を想定し、このような場合でも周辺の公衆の安全を確保するため、所要の対策を講じる。

 また、核燃料施設等の設計、建設及び運転にあたっても上記の考え方を原則として準用している。

 さらに、周辺公衆に対する放射線防護の基本的考え方として、放射線による被曝を実行可能な限り低く押えるALAP(as Low as Practicable)という考え方をとっている。

 以上の深層防御の考え方及びALAPの考え方に従った安全基準、指針、解析モデル等に基づいて、総合的に原子力施設等の安全性が判断されたのち、原子力施設等の建設、運転が行われており、これまでも高い安全確保の実績を有している。

 しかしながら、今後の原子力施設等の改良、単基容量大型化等に対応し、また安全研究の進展及び原子力施設等の建設、運転経験の蓄積等による知見の増大に対応して、特に昭和54年3月の米国原子力発電所の事故を踏まえて、上記安全基準、指針、解析モデル等の判断資料の整備に資するために安全研究を一層推進する必要がある。

 さらに、原子力施設等の設計、建設及び運転にあたっては、科学技術の進歩を踏まえ、最新の技術水準をとり入れて安全性の向上を図ることが肝要であるため、このための安全研究を推進する必要がある。

(2) 研究テーマ選定に当っての考え方

 安全確保を目的に行う研究、即ち、安全研究は次の2つに大別される。

① 安全基準等の策定及び安全審査に当っての判断資料の整備に必要な研究
② 安全性の向上のための研究

 前者については、規制上の必要性、緊急性、国際協力による分担を含めた実施の可能性、その成果の得られるべき時期などを勘案して、当面昭和56年度から5ケ年間に国が行うべき重要な研究テーマを選定した。

 後者については、原則として民間で実施されるべきものであるが、研究が長期にわたる等の理由により民間で実施することが困難なものについては、課題の重要性等を勘案して国が行うべき研究テーマを選定した。

(3) その他

① FBR、ATR等の安全研究については、当面開発研究の一環として行われているため、当専門部会の検討範囲には含めていない。

② 電源開発促進対策特別会計による実証試験は、原子力施設を実規模又は実物に近い形で模擬した装置で試験し、その安全性及び信頼性を実証するために行われているものであり、安全研究を直接の目的として行うものではないが、この種の大型試験で得られる成果は、安全研究を補う点で非常に貴重なデータであるため年次計画では参考として扱うこととした。

(4) 主な研究テーマ

1. 軽水炉燃料の安全性に関する研究
(1) 通常運転時の燃料ふるまいに関する研究(原研)
(2) 非通常時の燃料ふるまいに関する研究(原研)
(3) 通常運転時の破損燃料からのFPふるまいに関する研究(原研)

2. 冷却材喪失事故に関する研究
(1) 冷却材及び冷却水の挙動に関する研究(原研)
(2) 計算コードの開発整備とECCS性能評価に関する研究(原研)

3. 軽水炉施設の構造安全性に関する研究
(1) 構造材料に関する研究(原研、金材研、船舶技研)
(2) 構造設計に関する研究(船舶技研、原研)
(3) 検査技術に関する研究(金材研、般舶技研)
(4) 異常荷重対策に関する研究(原研)

4. 原子力施設からの放射性物出放出低減化に関する研究
(1) 軽水炉事故時における放射性物質放出低減化に関する研究(原研)
(2) 再処理施設における気体廃棄物中の放射性物質放出低減化に関する研究(動燃、原研)
(3) 再処理施設における液体廃棄物中の放射性物質放出低減化に関する研究(動燃)

5. 原子力施設等の確率論的安全評価等に関する研究
(1) 原子力施設等の信頼性に関する研究(原研、電中研)
(2) 原子力施設等の確率論的安全評価に関する研究(原研)
(3) 原子力施設等の状態把握に関する研究(原研)

6. 原子力施設の耐震に関する研究
(1) 設計用地震動の策定に関する研究(建築研、土研、地質調)
(2) 耐震解析に関する研究(建築研、原子力工試)
(3) 施設及び安全裕度の評価・確認に関する研究(防災セ)
(4) 地震時におけるプラント状態の推定及び地震後の検査手法の確立に関する研究(原研)

7. 核燃料施設の安全性に関する研究
(1) 核燃料施設の臨界安全性に関する研究(原研)
(2) 核燃料施設のしゃへい安全性に関する研究(原研)
(3) 再処理施設の安全性に関する研究(原研)
(4) プルトニウム取扱施設の安全性に関する研究(動燃)
(5) 高レベル・アルフア放射性廃棄物取扱施設の安全性に関する研究(原研)
(6) 六ふつ化ウラン取扱施設の安全性に関する研究(動燃)

8. 核燃料輪送容器の安全性に関する研究
(1) 輸送容器安全解析コードの開発(原研)
(2) 核燃料輸送容器の安全性評価に関する研究(機械技研、消防研、船舶研)
注)( )内は研究実施機関

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