令和 5 年 4 月 13 日 事業者面談資料
事業者ＰＲＡモデル（美浜３号機と高浜１／２号機）の適切性確認のための質問事項（運転時内的事象レベル１ＰＲＡ）
事象者 PRA モ

判断基準

確認のための質問

１．評価対象

ピアレビューを実施して・ピアレビューの実施状況を提示く(1) ピ ア レ ビいること。ピアレビュー

ださい。

ューについての主要な要件は、以下の・海外専門家レビューの反映状況を通りであること。

提示ください。

・ ピアレビューを実施

・品質保証を確保する対策を提示く

デルの適切性の確認項目
1

する者は、PRA に係ださい。

る業務経験が長く豊富な知識があること。
・ ピアレビューを実施する者は、レビュー対象の PRA モデルの開発に関わっていない者であること。
・ ピアレビューは、PRA の技術要素の専門性に長けた専門家で構成されたチームで実施していること。
・ ピアレビューは、十分な時間をかけて実施していること。
・ 技術的なレビューの内容は、米国におけるピアレビュー に相当するものであること。
2

２．評価に必使用した設計情報、運転
1・使用したプラントの設計情報及び事象者 PRA モ判断基準確認のための質問

要な情報の収情報等は、最新のもので運転情報を提示ください。

集及び分析あること。

デルの適切性の確認項目(1) 設 計 情 報
及び運転管理情報
3

３．炉心損傷・ 過去に発生した事例

頻度評価を分析し、起因事象(1) 起 因 事 象を選定しているこの選定及び発と。

・起因事象の設定方法を提示ください。
・FMEA 以外の方法で起因事象を選生頻度の評価

・ 機器の抽出、故障の① 起因事象分析及びその影響をい。の選定分析することで体系・起因事象として抽出した事例を提"的な起因事象の選定

示ください。

ができる方法が使用

・美浜 3 号の復水配管破断事故は、どされていること。の起因事象として評価しているか提・ ・起因事象を選定す定した場合、その方法を提示くださ示ください。

るため、プラントの・伊方プロジェクトの起因事象の設設備を列挙し、各設定結果の反映状況を提示ください。

備故障の影響を分析していること。
4② 起因事象・ 類似の事故シーケン・SGTR について、想定している伝熱のグループ化

スとなる起因事象が管の破断本数と、その根拠を提示くグループ化されていださい。

ること。

・SG への異物混入の有無と、その根・ グループ化される拠資料を提示ください。

際、起因事象発生頻度に有意な影響を及・LOCA の分類方法を提示ください。

ぼすようなグループ・AT 事象の分類方法を提示くださ化をしていないこい。と。

・ATWS の対象となる事象の考え方について、提示ください。
・起因事象のグループ化の考え方を提示ください。
2

事象者 PRA モ

判断基準確認のための質問

デルの適切性の確認項目
・起因事象として、インターフェイスLOCA とする事象とその選定理由を提示ください。
5③ 起因事象・ プラント固有の起因・プラント固有の起因事象発生頻度の発生頻度の事象の発生頻度が算の考慮の有無とその理由を提示くだ評価出されていること。

さい。

・ 最新の知見を使用していること。

・原子炉容器破損の故障確率と算出根拠を提示ください。

・ 運転経験に見合った・大破断 LOCA における不確実さパ

評価対象期間を選定ラメータを提示ください。

していること。

・中破断 LOCA における不確実さパ・ 評価対象期間中に発ラメータを提示ください。

生した事例を全て抽・小破断 LOCA における不確実さパ出していること。

ラメータを提示ください。
・起因事象発生頻度の算出方法による差異の分析結果を提示ください。
・起因事象発生頻度の算出で用いる
事 前 分 布 と そ の 根拠 を提 示 く だ さい。
・主給水管破断について、事前分布を提示ください。
・主蒸気管破断（主蒸気隔離弁下流）について、事前分布を提示ください。
・外部電源喪失の定義を提示ください。
・PRA で用いたデータの根拠を提示ください。
・国内実績が無い起因事象の発生頻度の計算方法を提示ください。
・主給水管破断の発生頻度の計算方法を提示ください。
・原子炉補機冷却水系統全喪失の発生頻度の計算方法を提示ください。

3

事象者 PRA モ

判断基準確認のための質問

デルの適切性の確認項目
・制御用空気系機能喪失の発生頻度の計算方法を提示ください。
・非常用交流電源機能喪失の発生頻度の計算方法を提示ください。
6(2) 成 功 基 準・ 解析の手法や内容に・炉心損傷の定義とその根拠を提示の設定対応した炉心損傷をください。

① 炉心損傷定義していること。

・炉心損傷の判定条件として、燃料被覆管温度 1200℃以外のデータを使用の定義している場合、そのデータを提示ください。
7② 成功状態の定義

・ プラントが十分安定・安定状態の定義を提示ください。

している状態を成功の状態であると定義していること。

8③ 起因事象・ 必要な緩和機能が全・各起因事象に対する必要な緩和設ごとの緩和機て特定され、機能に備を提示ください。

能要求される機器の組・各プラントにおける緩和系の差異合せが全て特定されを提示ください。ていること。

・原子炉容器破損における成功基準を提示ください。
・LOCA 発生における破断配管の具体的な想定箇所を提示ください。
・インターフェイス LOCA 時において、補助給水だけで低温停止に移行出来るとした根拠を提示ください。
・淡水タンクの使用可能時間を提示ください。
・補助給水の成功基準を提示ください。
・主蒸気隔離と補助給水の成功基準との関係を提示ください。
・１次系と２次系の均圧化に関する4

事象者 PRA モ

判断基準確認のための質問

デルの適切性の確認項目
手段を提示ください。
・１次冷却材ポンプ封水 LOCA 等の発生原因を提示ください。
9④ 熱水力解・ 使用した熱水力解析

・解析条件等を保守的なものを用い

析を利用した

コードは、プラントているが、PRA で適用可能とした理成功基準の設の状態を精度良く解由を提示ください。

定根拠

析できる最適評価コ・最確推定解析を実施する予定の有ードであること。

無とその時期を提示ください。

・ 使用した解析条件
は、評価対象プラン・熱水力解析の解析条件等の設定方
法を提示ください。

トの状態に対応したものを用いていること。
10⑤ 緩和操作・ 余裕時間は、炉心損・実際の余裕時間と PRA モデルで使開始までの余傷までの時間、設備用している余裕時間の関係を提示く

裕時間（許容の準備に要する時間ださい。

時間）等を考慮して設定していること。

11⑥ 緩和機能・ 使命時間は、②の成・実際の使命時間と PRA モデルで使の継続を必要功状態に至る時間を用している使命時間の関係を提示くとする時間考慮して設定していださい。

（使命時間）ること。
・ 使命時間が異なる事
故シーケンスにおいて必要となる同一の設備について、使命時間を統一する場合は、一番長い使命時間で統一していること。

12(3) 事 故 シ ー・ イベントツリーのロ・起因事象との緩和系の従属関係にケンスの分析

ジックに間違いがなついて、事故シーケンスへの影響を① イベント

いこと。

評価する方法を提示ください。
5事象者 PRA モ

判断基準

確認のための質問

ツリー毎の作・ 他のイベントツリー・各系統に対する電源系の影響を評

成上の仮定とと重複する事故シー価するための評価方法を提示くださその根拠

ケンスがないこと。

い。

デルの適切性の確認項目

・LOCA 時に破断側コールドレグへの注入無効としている根拠を提示ください。
13

・極小破断 LOCA における安定状態② イベント・ 炉心損傷を防止するツリーの構造ために必要な対処設を提示ください。

備が、ロジックに間・原子炉補機冷却水系の全喪失時に違いがなくイベントおける安定状態を提示ください。

ツリーに組み込まれ・SG の F&B の状態は、安定状態とていること。

見なしているか？判断条件を提示ください。
・蓄圧器の出口弁のモデル化の有無を提示ください。
・補助給水の水源補給のモデル化の方法を提示ください。
・ 1 次冷却材ポンプ封水 LOCA の評
価結果を提示ください。
・原子炉自動停止と手動による原子炉トリップとの結果の差異の分析結果を提示ください。

14③ 事故シー・ イベントツリーのロ・加圧器逃がし弁強制開を行う目的

ケンスの展開ジックに間違いがなを提示ください。

く事故シーケンスが・インターフェイスシステム LOCA

展開されているこ

時の 1 次系の減圧操作の目的を提示と。

ください。
・１次系の減圧により、RHR 運転に移行できることを示す資料を提示ください。
・加圧器逃がし弁の開維持を行う場合の判断条件を提示ください。

15(4) シ ス テ ム

・ 炉心損傷を防止する
6

・重大事故等対処設備等のモデル化

事象者 PRA モ

判断基準

確認のための質問

デルの適切性の確認項目
信頼性の評価ための設備が全てモの 有 無 を 示 し た 資料 を提 示 く だ さ① 緩和設備

デル化されているこい。の分析と。全てモデル化し・耐震上期待できない設備のモデルていない場合は、モ化方針を提示ください。

デル化していなくて・新たな炉心損傷防止対策が策定さも炉心損傷頻度、重れた場合の対応を提示ください。

要度指標等に影響し・交互運転している系統等のモデルないこと。

化方針を提示ください。

・ 炉心損傷を防止する

・原子炉トリップ時に作動する主蒸ための設備に影響す

気安全弁のモデル化方法を提示くだるサポート系が全てさい。

モデル化されている・空気作動弁の故障事象の分類と各こと（電源系、冷却故障率を提示ください。

系、空調系等）。全て

・RCP のオリフィスバイパスのライモデル化していないンの機器構成や閉止手順を提示くだ

場合は、モデル化しさい。

ていなくても炉心損・緊急ほう酸注入ポンプのモデル化

傷頻度、重要度指標方針を提示ください。

等に影響しないこと。
・ フォールトツリーを用いたモデル化において、ロジックが成功基準と整合し、ロジックに間違いがないこと。
・ 交互運転している系統等の運用がモデル化されていること。
16② 緩和設備・ 要求される機能の喪・信号系等のサポート系で、モデル化に要求される失原因として、必要した機器のリストを提示ください。

機能の喪失原

な緩和設備が全てモ・モデル化されていない設備等につ因デル化されているこ

いて、モデル化しなくても炉心損傷

7

事象者 PRA モ判断基準確認のための質問

デルの適切性の確認項目

17③ 緩和設備の故障と。全てモデル化し頻度等に影響がないことを確認したていない場合は、モ資料を提示ください。

デル化していなくて・補助給水系統のモデル化の方法をも炉心損傷頻度、重提示ください。

要度指標等に影響し・所内単独運転の可能性の有無を提ないこと。

示ください。

・ 緩和設備の故障とし・配管の破断をモデル化していないて、機器の故障モー理由を提示ください。

ドが全てモデル化さ・配管破断のモデル化の有無についれていること。全てての選定方法を提示ください。

モデル化していない

・RCP シール LOCA モデルについ場合は、モデル化して、モデル化の方針を提示ください。

ていなくても炉心損・自動起動する設備について、故障を傷頻度、重要度指標防止するための対策について提示く等に影響しないこださい。と。

・原子炉補機冷却水系の部分喪失のモデル化の方法について提示ください。
・システムの信頼性解析手法を提示ください。

18(5) 信 頼 性 パ

・ 機器故障データは、ラメータの設国内のプラントの運定転経験が含まれてい① 機器故障ること。

率及び機器故障確率・故障率の算出方法を提示ください。

・ 機器故障確率は、運転管理の情報を反映して算出していること。
・ プラント固有の機器故障率を用いていること。
・ 米国等の公開してい・使用した機器故障率と米国等とのる機器故障率と比べ機器故障率と比較結果を提示くださ

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事象者 PRA モ

判断基準確認のための質問

デルの適切性の確認項目て大きな差異がない

い。

こと。大きな差異がある場合は、その差・プラント固有機器故障率について、異の分析をしている解析結果への影響の程度を提示くだこと。

さい。
・プラント固有機器故障率の算出方
法を提示ください。

19② 復旧対象・ 復旧できる機器及び機器、機器復機器故障モードを選旧の評価方法定して、モデル化し及び機器復旧ていること。

失敗確率

・外部電源の復旧失敗確率の算出方
法を提示ください。

・ 復旧失敗確率の算出に使用する情報は、プラントの運転経験を含んだものであること。

20③ 共通原因・ 共通原因故障（CCF） ・共通原因故障について、動的な機器故障のモデルについては、冗長性の機能喪失のモデル化方針を提示く化の考え方のある機器の動的なださい。

機能喪失が全てモデル化されていること。
21(6) 人 的 過 誤・ 使用した人的過誤の・人間信頼性解析について人的過誤の評価発生確率は、原子炉の算出方法を提示ください。

① 人的過誤施設の運転経験を含・人的過誤の算出に用いた根拠資料の発生確率むデータから算出しを提示ください。

たもの、又は広く原・起因事象発生前の人的過誤のスク子炉施設の PRA でリーニング方法について提示くださ使用しているものでい。

あること。

・起因事象発生前の人的過誤の算出方法について提示ください。

9事象者 PRA モ

判断基準確認のための質問

デルの適切性の確認項目
・起因事象発生前の人的過誤確率の分 布 の 考 え 方 に つい て提 示 く だ さい。
22② 人的過誤の評価仮定

・ 人的過誤の従属性が・人的操作の従属性の関する評価方考慮されているこ針を提示ください。と。

・従属性評価おけるストレスの評価方法を提示ください。
・人間信頼性解析における依存性等の設定方法に関する資料を提示ください。
・人的操作に関する認知過誤の資料を提示ください。

23③ 評価した・ 評価した結果、人的人的過誤の発過誤の発生確率が生確率及び不10-6 未満 になって確実さいないこと。

・人的過誤の発生確率に関する不確実データを提示ください。

・ 人的過誤の発生確率の不確実さが設定されていること。
24(7) 事 故 シ ー・ レアイベント近似、・国内の類似プラントの PRA 結果まケンスの定量上限近似、その他のたは米国の類似プラントの PRA 結果化近似方法、厳密解等の比較結果を提示ください。

① 炉心損傷で炉心損傷頻度を算・事故シーケンスの確認方法を提示

頻度の評価出していること。

ください。

・ 国内の類似プラント

・PRA で考慮している回復操作の具の PRA 結果又は、米体的な内容を提示ください。

国の類似プラントの・PRA の定量評価から算出されたドPRA 結果と比較しミナントシーケンスの分析結果を提て大きな差がある場示ください。

合は、差異の理由を・ドミナントシーケンスについて、海分析していること。

外のプラント等と比較した結果を提示ください。

10事象者 PRA モ

判断基準確認のための質問

デルの適切性の確認項目
・外部電源喪失の影響を海外のプラン ト と 比 較 し た 結果 を提 示 く だ さい。
・定量評価結果のレビュー結果を提示ください。
25(8) 不 確 実 さ・ パラメータの不確実解析及び感度さ解析では、機器故解析

障率データに合わせ① 不確実さて 知 識 の 相 関

解析（SOKC）を設定し・不確実さ解析結果を提示ください。ていること。
26② 感度解析

・ 炉心損傷頻度等に影響する RCP シール

・感度解析の項目とその結果を提示ください。

LOCA モデル等の計算モデル、機器故障率、人間信頼性解析等の感度解析を実施して、PRA モデルの感度を把握していること。
27４．その他・重要度解析結果を提示ください。
・主な項目について、他プラントとの比較を提示ください。

11１．件名：確率論的リスク評価（ＰＲＡ）モデルに関する関西電力株式会社等との面談
２．日時：令和５年４月１３日（木）１３：３０～１５：５０
３．場所：原子力規制庁
４．出席者
原子力規制庁原子力規制部
検査監督総括課

２階大会議室（オンライン参加者を含む）

清丸検査評価室長、米林上席検査監視官、笠川室長補佐、沼田検査監視官

技術基盤グループ
シビアアクシデント研究部門 濱口主任技術研究調査官、横塚副主任技術研究調査官、園田技術研究調査官
下崎技術研究調査官、西小野技術研究調査官、後藤技術研究調査官、伊東技術参与
関西電力株式会社 原子力事業本部 安全技術グループ リーダー
九州電力株式会社 原子力発電本部 リスク管理・解析グループ 副長 他１名
四国電力株式会社 原子力本部 原子力保安研修所 原子力安全リスク評価 担当
北海道電力株式会社 原子力事業統括部 泊発電所 防災・安全対策室 主任
日本原子力発電株式会社 発電管理室 技術・安全グループ 担当 他１名
三菱重工業株式会社 炉心・安全技術部 信頼性評価技術課 主席 他２名
株式会社原子力エンジニアリング 解析サービス本部
リスク評価グループ 課長 他１名
５．要旨（１）関西電力株式会社（以下「関西電力」という。）は、配布資料（１）に基づき、美浜３号機と高浜１／２号機のレベル１ＰＲＡモデルに関する原子力規制庁からの質問に対する回答について説明を行った。また、関西電力は、電力中央研究所が算出した新しい機器故障率を使用することによるＰＲＡモデルへの影響について説明を行った。
（２）原子力規制庁は、関西電力が作成したレベル１ＰＲＡモデルの適切性を確認していく上で、これらの情報を参考にするとともに、関西電力による詳細な説明を要するものについては、継続して面談で確認していくこととした。
６．配布資料（１）事業者ＰＲＡモデル（美浜３号機と高浜１／２号機）の適切性確認のための質問事項（運転時内的事象レベル１ＰＲＡ）（原子力規制庁資料）