令和２年１０月１５日 事業者面談資料
シビアアクシデント研究部門

事業者レベル 1.5PRA モデル(伊方 3 号)の適切性の確認のための質問事項（その３）

１．概要
事業者は、リスク情報活用に向け継続的に PRA の高度化を進めていく計画を示している1 。また、新検査制度で活用する PRA モデルについては、事業者の PRA モデルの整備状況等を踏まえて、原子力規制庁が原子力規制検査におけるリスク評価に活用可能な PRA モデルの品質に関する適切性の考え方を整理する方針2としている。
本文書は、このような背景を踏まえて、新検査制度に活用される予定の伊方 3 号機のPRA モデルのレベル 1.5PRA に関する内容を原子力規制庁が確認するため、事業者から貸与を受けた資料に関して質問事項をまとめたもののうち、第三回の質問をとりまとめたものである。

２．レベル１.５PRA モデルの確認項目と質問事項(1) レベル１.５PRA モデルの確認項目
原子力規制庁が、事業者 PRA モデルの適切性を確認するための確認項目を添付１に示す。

(2) 質問事項
質問事項（その３）を添付２に示す。
本質問事項は、添付１に示した確認項目のうち３.格納容器機能喪失頻度評価のうち(9) 格納容器機能喪失頻度の定量化及び(10) 不確実さ解析及び感度解析の質問事項である。

1

第２２回検査見直しに関するワーキンググループ資料３
https://www.nsr.go.jp/data/000253833.pdf
2 第２２回検査見直しに関するワーキンググループ資料４https://www.nsr.go.jp/data/000253834.pdf

添付１

事業者 PRA モデルの適切性の確認項目（格納容器機能喪失頻度）
１. 評価対象(1) 事象の範囲(2) 発電用原子炉の状態(3) 評価対象の状態(4) 品質保証について① PRA の品質を確保する実施体制② PRA のレビュー体制③ PRA のピアレビューの内容
２. 評価に必要な情報の収集及び分析(1) 設計情報、運転管理情報(2)必要な情報(3)プラントの基本仕様(4) 緩和機能、緩和設備及び重大事故等対処設備等(5)プラント・ウォークダウン
３. 格納容器機能喪失頻度評価(1) プラント損傷状態の分類及び発生頻度の定量化① プラント損傷状態の分類(熱水力挙動等の事故進展及び事故緩和操作の類似性)② プラント損傷状態の定義(2) 格納容器機能喪失モードの設定① 格納容器負荷特性の同定② 格納容器機能維持限界温度及び限界圧力設定③ 格納容器機能喪失モードの分類（格納容器破損メカニズムの整理）(3) 成功基準の設定① 格納容器機能喪失の定義② 成功（安定状態）の定義③ 格納容器の負荷及び機能喪失モードに対する成功条件の設定④ 安全設備の成功基準の設定⑤ 熱水力解析に用いた成功基準の設定⑥ 緩和操作開始までの余裕時間

添付 1-1

第一回質問③ プラント損傷状態ごとの炉心損傷頻度の定量化

⑦ 緩和機能の継続を必要とする時間⑧ 具体的な成功基準の一覧及び各解析の根拠① 事故シーケンスの特徴分析(プラント損傷状態の分析、重要な物理化学現象の分析、事故の緩和手段の分析)② 格納容器イベントツリーの構築

第一回質問(4) 事故シーケンスの分析③ 格納容器破損モードの設定

第二回質問(5) 事故進展解析① 解析コードの選定② 代表事故シーケンスの解析③ 物理化学現象の解析④ 解析の実施及び解析結果の整理⑤ 格納容器イベントツリー構造の確認① システム信頼性評価手法② 緩和設備及び手段の分析③ フォールトツリーの作成④ フォールトツリー解析結果(7) 信頼性パラメータの設定① 機器故障率及び機器故障確率② 復旧対象機器、機器復旧の評価方法及び機器復旧失敗確率③ 共通原因故障のモデル化の考え方

対象外※(8) 人的過誤の評価

第一回質問（別表の範囲）(6) システム信頼性の評価

第二回質問（別表の範囲） 第二回質問⑥ ヘディングの分岐確率計算データの確認① 人的過誤の評価手法② 人的過誤の発生確率③ 人的過誤の評価仮定(9) 格納容器機能喪失頻度の定量化① 物理化学現象の分岐確率の設定② 使用した解析コードの妥当性

添付 1-2

第三回質問④ 評価した人的過誤の発生確率及び不確実さ

④ 重要度解析(10) 不確実さ解析及び感度解析① 不確実さ解析② 感度解析
※人的過誤の評価手法を更新したモデルが提出されたため、本確認作業では対象外とし、別途確認する。

添付 1-3

第三回質問③ 格納容器機能喪失頻度の定量化

添付２

参考表１ 事業者 PRA モデルの確認のための質問項目（格納容器機能喪失頻度）

事業者 PRA モデルの適切性

確認事項

質問の確認項目（伊方３ H31.4 月データ）

管理 NO.

従属性があるヘディングの定RCP シール LOCA の想定及び PDS における低圧シーNo.3.(9)-1

量化手法

ケンスと配管クリープ損傷のヘディングの従属性につ(9) 格納容器機能喪失頻度の定量化① 物理化学現象の分岐確率の設定(5) 配管クリープ破損

いて説明してください。
(6) TISGTR
最新知見の取得結果について説明してください。

No.3.(9)-2

解析コードの検証及び妥当性

シーケンス割合を用いた評価方法の設定について考えNo.3.(9)-3

確認方を説明ください。

従属性があるヘディングの定中破断 LOCA において、低圧シーケンスかつ低圧注入量化手法が行えない条件を示してください。

定量化手法に関する最新知見(7) 炉心への注水

中破断 LOCA の場合、2 次系強制減圧と低圧注入の関No.3.(9)-4

No.3.(9)-5係の考え方を示してください。
炉心損傷後に ECCS の作動を行う手順において、想定No.3.(9)-6するシーケンスを説明してください。
レベル１PRA で減圧操作を伴うシナリオとの従属性をNo.3.(9)-7説明してください。
(10) 水素燃焼（原子炉容器破損前）
従属性があるヘディングの定プラント損傷状態の炉心損傷時期との従属性について

量化手法考察を示してください。

No.3.(9)-8(11) 溶融物分散放出
従属性があるヘディングの定配管クリープ損傷の場合、溶融物分散放出の考え方を量化手法示してください。

No.3.(9)-9(12) キャビティ内水量定量化手法における工学的判

キャビティ内水量が多量の場合と少量の場合の考え方

断を示してください。

従属性があるヘディングの定LOCA を伴うシナリオでのキャビティ内水量の考え方

量化手法を示してください。

添付 2-1

No.3.(9)-10

No.3.(9)-11

事業者 PRA モデルの適切性確認事項

質問の確認項目（伊方３ H31.4 月データ）

管理 NO.

従属性があるヘディングの定

CV 内注水の有無による水素濃度を定める場合に参照

No.3.(9)-12

量化手法とする事故進展解析において、水蒸気濃度をどのよう(17) 水素燃焼（原子炉容器損傷直後）に考慮しているか説明して下さい。
(19) CV 内注水（液相蓄熱）
従属性があるヘディングの定キャビティ内水量が多量な場合の、キャビティ水張量化手法

り、液相蓄熱、CV 内自然対流冷却（海水通水）とのNo.3.(9)-13関係の考え方を示してください。
(20) CV 内自然対流冷却（海水通水）
従属性があるヘディングの定液相蓄熱に失敗した場合には NCC（海水）に失敗とし量化手法た根拠を示してください。

No.3.(9)-14(21) デブリ冷却
定量化手法における工学的判

燃料取替用水タンク水の持込みに成功する場合に、CV断内注水に失敗したときのデブリ冷却の考え方を示してNo.3.(9)-15ください。
分散放出なしの場合において、除熱の効率が悪くなる

No.3.(9)-16点について、どの様に考慮しているか説明してください。
キャビティ水張り、キャビティ内水量（多量/少量）、No.3.(9)-17CV 注水の達成すべき水位の基準を説明してください。
(22) 水素燃焼（原子炉容器損傷後長期）
従属性があるヘディングの定事故進展を参照する場合、格納容器スプレイ、下部注量化手法

水等の緩和手段による格納容器雰囲気の違いをどのよNo.3.(9)-18うに考慮しているかを示して下さい。
(23) ベースマット溶融貫通
定量化手法における工学的判

事故進展解析で選定したシーケンスでは AM 有の解析

断において AM の有無として格納容器スプレイ及び NCCNo.3.(9)-19を考慮している。事故進展解析で NCC のみを考慮した場合を実施しなくてよい理由を説明してください。
従属性があるヘディングの定

燃料取替用水タンク水の持込まれる場合と持込まれな量化手法い場合でベースマット溶融貫通の考え方を示してください。

(24) CV 過温破損

添付 2-2No.3.(9)-20

事業者 PRA モデルの適切性確認事項

質問の確認項目（伊方３ H31.4 月データ）

管理 NO.

CV 過温破損に分類する考え方を示してください。

No.3.(9)-21

定量化手法における工学的判

工学的判断における現象の起こりやすさについての考No.3.(9)-22

断え方を示してください。

従属性があるヘディングの定溶融デブリ冷却に失敗している場合において、過圧・量化手法

過温破損に至らなかったシーケンスの終状態の設定根

物理化学現象に関する定量化手法

No.3.(9)-23

拠を示してください。
その他の項目① APET 手法を用いた分岐確率（TISGTR)
パラメータの選定

ループシールに関して、ループシールの解除についてNo.3.(9)-24の考え方を示してください。
パラメータの設定

2 次系の低圧化に関して、主蒸気安全弁及び主蒸気逃No.3.(9)-25し弁の設定根拠を示してください。
その他の項目② DET 手法を用いた分岐確率（炉外水蒸気爆発)
パラメータの選定

原子炉容器破損モードに関して、原子炉容器破損モーNo.3.(9)-26

ドと CET の従属性について説明してください。
原子炉容器破損モードと溶融炉心の落下量との関係のNo.3.(9)-27

考え方を示してください。
トリガリングの有無とサブクールとの関係の考え方をNo.3.(9)-28示してください。
パラメータの設定

溶融炉心の内部エネルギーと組成との関係の考え方をNo.3.(9)-29示してください。
トリガリングのタイミングに関して、トリガリングタ

No.3.(9)-30

イミングのプラントによる違いについて説明してください。
トリガリングのタイミングに関して、トリガリングタ

No.3.(9)-31

イミングのシナリオによる違いについて説明してください。
トリガリングのタイミングについて、RV 破損モード及No.3.(9)-32

び粗混合量との関係の考え方を示してください。
機械的エネルギー変換効率について、設定の考え方を示してください。
その他の項目③ DET 手法を用いた分岐確率（DCH)

添付 2-3No.3.(9)-33

事業者 PRA モデルの適切性

確認事項

質問の確認項目（伊方３ H31.4 月データ）

管理 NO.

パラメータの選定

原子炉容器破損モードと原子炉容器破損口径に関しNo.3.(9)-34て、原子炉容器破損モードと原子炉容器破損口径を独立の条件として扱う理由を説明してください。また、
CET との従属性について説明してください。
パラメータの設定

原子炉容器破損モードに関して、炉外 FCI 及び MCCI

No.3.(9)-35の設定の違いについて説明してください。
原子炉容器破損口径ついて、炉外 FCI と MCCI の同ヘ

No.3.(9)-36

ディングにおける考え方の違いを示してください。
原子炉容器内溶融物の未酸化 Zr 量について、溶融デブ

No.3.(9)-37

リエネルギーへの影響の考え方を示してください。
DCH による圧力上昇に関して、評価の考え方を示してNo.3.(9)-38ください。
CV 耐性との比較について、考え方を示してくださ

No.3.(9)-39

い。
CV 耐性との比較について、温度に対する考え方を示

No.3.(9)-40

してください。
評価結果

DCH について、CET の他のヘディングの分岐確率の不No.3.(9)-41確実さとの考え方の違いを示して下さい。
CV 破損確率について、評価したシーケンスについてNo.3.(9)-42説明してください。
その他の項目④ DET 手法を用いた分岐確率（MCCI)
代表シナリオの選定

評価対象シナリオの選定の考え方を示してください。

No.3.(9)-43

パラメータの選定

細粒化割合について、落下するデブリとの関係の考えNo.3.(9)-44方を示してください。
粒子ベッドのドライアウトについて、デブリの冷却のNo.3.(9)-45考え方を示してください。
パラメータの設定

原子炉容器破損モードの RV 破損規模と溶融炉心の拡No.3.(9)-46がりとの関係の考え方を示してください。
原子炉容器破損モードの RV 破損規模と落下するデブ

No.3.(9)-47

リとの関係の考え方を示してください。
水蒸気爆発とトリガリングの発生との関係の考え方を示してください。

添付 2-4No.3.(9)-48

事業者 PRA モデルの適切性

確認事項

質問の確認項目（伊方３ H31.4 月データ）

管理 NO.

溶融炉心の拡がりについて、成功・失敗の考え方を示

No.3.(9)-49

してください。
溶融炉心の拡がりに関して、小規模破損と大規模破損

No.3.(9)-50で溶融物の拡がりの違いをどのように考慮しているかを示してください。
RV 破損モードのうち大規模破損のシナリオにおいて、No.3.(9)-51

溶融炉心の拡がりに失敗する場合に考慮する破断規模の考え方を示してください。
細粒化割合で、考慮するデブリの内訳の考え方を示し

No.3.(9)-52てください。
細粒化割合で考慮する溶融炉心の密度の考え方を示し

No.3.(9)-53てください。
粒子ベッドのドライアウトについて、考慮するデブリ

No.3.(9)-54の崩壊熱の考え方を示してください。
MCCI の継続性について、実機への適応性を検討した

No.3.(9)-55

結果を示してください。
最新知見

OECD/NEA CCI 試験等の知見を参考としない理由を示

No.3.(9)-56

してください。
② 使用した解析コードの妥当性定量化に用いる近似方法

定量化に用いた近似方法とその近似方法を用いた根拠

No.3.(9)-57を示してください。
③ 格納容器機能喪失頻度の定量化
定量化結果

CWI 系のオリフィスの寄与割合について説明してくだ

No.3.(9)-58

さい。
特定の起因事象において炉心損傷に対する条件付き格No.3.(9)-59

納容器機能喪失確率が大きい理由を説明してください。
TED の PDS における寄与が大きいかつ条件付き確率がNo.3.(9)-60大きくなる理由を説明してください。
④ 重要度解析
重要度評価結果

補機冷却系に関する待機除外の重要度について説明してください。

添付 2-5No.3.(9)-61

事業者 PRA モデルの適切性確認事項

質問の確認項目（伊方３ H31.4 月データ）

管理 NO.

CWI 系のオリフィスの FV 重要度について説明してくNo.3.(9)-62

ださい。
非常用母線の FV 重要度が非対称となる理由についてNo.3.(9)-63

説明してください。
(10) 不確実さ解析及び感度解析① 不確実さ解析
不確実さ解析結果

不確実さ解析の結果として、SED,TED 等のシナリオでNo.3.(10)-1

点推定値が平均値を大幅に上回る理由を説明してください。
τの格納容器機能喪失モードについて、点推定値が95%を上回る理由を説明してください。

添付 2-6No.3.(10)-2