本資料は英語原文の資料を原子力リスク研究セン
ターにて仮訳したものです。

運転上のリスクマネジメント
C.R. (RICK) GRANTOM P.E.
NRRC Workshop on

Risk-Informed Decision Making: A Survey of U.S. Experience
Tokyo, Japan, June 1-2, 2017

Nuclear Risk Research Center, CRIEPIThe B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA運転上のリスクマネジメントの概観プレゼンテーション – 50分
質疑 – 20分
以下の概要• 第3.5節: 機器のリスク重要度と通知• 第3.7節: 運転経験から得られた知見の活用• 第3.8節: 運転上の意思決定におけるリスク情報と考察• 第3.14節: リスク思考を日常的な発電所運営（プラント状態）に組み込むためのリスクモニタリング

Nuclear Risk Research Center, CRIEPI

2The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLAリスクマネジメントに向けた適用戦略
戦術的な（頻繁に用いられる）リスクマネジメントアプローチ• 系統構成の日々のリスク、週次リスク、定期検査時（停止時リスク）• 機器の重要度（リスク重要度）• 活動の優先順位付け• リスクモニタリング• 試験及び保守の戦略• リスクコミュニケーション

戦略的リスクマネジメントアプローチ• 緊急時対応戦略• 機器信頼性のトレンド（変化傾向）• 変更リスク評価• 高経年劣化管理• リスクコミュニケーション

Nuclear Risk Research Center, CRIEPI

3The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLAリスクマネジメントアプローチ
定量的定性的
併用（定量的と定性的）• 通常は、統合意思決定パネル（IDP）を利用

Nuclear Risk Research Center, CRIEPI

4The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLAリスクのレベルとトレンドを評価するためのタイムフレーム
日々のリスク評価：機器供用除外、作業活動のリスク
週次リスク評価：機器供用除外の累積リスク月次リスク評価： 機器の信頼性／利用可能性レベル
年次： 年間リスク目標、年間の機器目標
燃料取替（停止時リスク、停止時の系統構成リスク）
不定期： 不定期になされるリスク展開（例えば、重量物）
長期（1年ごと、5年ごと）： 修正評価
時間に依存しない： プログラムレベル（例えば、リスク情報を活用した供用期間中検査（RI-ISI）、機器のリスク重要度分類）
Nuclear Risk Research Center, CRIEPI

5The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA

プロセス、手順及び訓練
企業のリスクマネジメント戦略やリスク情報を活用したアプリケーションの実施、及び企業／発電所のプロセスにおけるリスク情報の利用に向けた統制プロセス
マニュアル、手順書及びガイダンス文書では、期待事項、要件、責任、必須行動基準、許容基準、文書化等を定義付けなければならな
い本社部門及びサイト規模の訓練• 企業のリスクマネジメント戦略（管理職、監督者、個人）• リスクマネジメントの適用（影響を受ける組織）• 定量的手段（PRA、その他）• 統合意思決定パネル
Nuclear Risk Research Center, CRIEPI

6The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLAリスクコミュニケーション計画
プログラムの成功に不可欠なもの
コミュニケーション計画の目的は、内部及び外部要素を組み込むこと
計画には、以下のような、全職員及び契約業者の全職員に対する有効な情報伝達戦略を組み込むべきである• 本社部門及び発電所固有のリスク目標及び最終目標• リスクと安全の関係（安全は単なる法令遵守ではない）• 対象とする聴衆向けに利用可能または今後利用可能になる訓練• リスクに対する組織固有の役割及び貢献• リスクの知識及びリスク認識の継続的改善を支援するデータの重要性• あらゆるコミュニケーションメカニズムの利用（ポスター、企業のニュースレター、コンピュータを利用した訓練、 授業形式の訓練、管理職のビデオ講座）
Nuclear Risk Research Center, CRIEPI

7The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLAリスク関連の知見、考察

運転に対する考察

マニュアル、手順書、ガイドライン

リスク及びPRAの考察

運転に対する考察

活動

支配的な事故シーケンス

作業管理計画立案及びスケ
ジュール作成支配的な起因事象

訓練（運転部門、エンジニアリング部門、請負業者）

運転上の意思決定

緊急時対応訓練シナリオ

停止時に関する意思決定

機器のリスク重要度
重要な機器及び人的過誤モード

設備の優先順位付け

産業界の重要な運転事象

機器の信頼性戦略

前兆解析

試験及び保守戦略

継続的な安全向上

リスク考察（インサイト）及び運転経験

品質保証及び監査

プラント活動のリスク
保守及び信頼性評価

機器信頼性のトレンド

投資ポートフォリオ
管理

修正評価

リスク情報を活用した
パフォーマンス指標.
.
.

リスク情報を活用したエンジニアリング.
.
.

課題対応ボードのマネジメント
.
.
.

8

白書の例

NRRC Workshop on

Risk-Informed Decision Making: A Survey of U.S. Experience
Tokyo, Japan, June 1-2, 2017

Nuclear Risk Research Center, CRIEPIThe B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA

機器の重要度分類
分類プロセス

安全関連

非安全関連安全重要度高

安全重要度低Nuclear Risk Research Center, CRIEPI10The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA

機器のリスク重要度分類
システムまたは機器

PRA 中

PRA 高

PRA 低モデル化されていないCategorization Process
RAW>10かつ<100かつFV＜0.005の場合

PRA及び／または決定論的な考察に基づいてリスク重要度を評価

安全上重要なモード変更
または炉停止EOPで使用事故または過渡事象を緩和する

リスク上重要なシステムの失敗になりうる

決定論的評
価

直接に起因事象を起こしうる

NRRC Workshop on

Risk-Informed Decision Making: A Survey of U.S. Experience
Tokyo, Japan, JuneIDP
1-2,
高 2017

Nuclear Risk Research Center, CRIEPI

IDP 中

IDP 低NRS

The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLANEI 00-04のリスク重要度プロセス
設計基準
保守規則
運転時PRA

PRAの結果の妥当性

プラント固有の入力の集合

機器のマッピング
システム工学評価

予備的な機能の工学的分類

深層防護評価機器安全重要度の予備的評価

リスク感度の研究

IDPのレビュー及び承認

SSCの分類LSS（安全重要度の低い）
機器

HSS（安全重要度の高い）
パスウェイにある
全ての機器
HSS機器の詳細な工学的レビュー（任意）Nuclear Risk Research Center, CRIEPI

12The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA運転中のCDFリスク特性の構造図

年平均CDF

規格化CDF

瞬時のCDF

運転中の保守による平均リスク

保守なしCDFNRRC Workshop on

Risk-Informed Decision Making: A Survey of 時間U.S. Experience
Tokyo, Japan, June 1-2, 2017

CCDP – 条件付き炉心損傷確率
CDF － 炉心損傷頻度
CDP － 炉心損傷確率
ICDP － 炉心損傷確率増分

Nuclear Risk Research Center, CRIEPICDF年平均＝CDF保守なし＋CDF平均保守
CCDP＝ICDP＋CDP保守なし

The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA

設備構成下での条件付きリスクの増加

NUMARC 93-01の閾値

意図的なエントリーを避けるから

リスクマネジメントが必要から

通常のコントロール

14

1号機の計画時のリスクプロファイル（2001年4月27日の週）
保守なしCDF

規格化CDF

規格化年間CDF = 1

日時
15

1号機の実際のリスクプロファイル（2001年4月27日の週）
保守なしCDF

規格化CDF

規格化年間CDF = 1日時
16

1号機の実際のリスクプロファイル（2001年4月27日の週）
計画時の保守

累積リスク重要性

実際の保守

日時
17

リスク指標52週リスク指標の移動平均週18運転上のリスクマネジメントの技術的な確立

NRRC Workshop on

Risk-Informed Decision Making: A Survey of U.S. Experience
Tokyo, Japan, June 1-2, 2017

Nuclear Risk Research Center, CRIEPIThe B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLAリスクインサイトを運転に組み込むための必須要素
安全向上及び継続的改善に向けた、企業のリスク解析及びリスクマネジ
メントの策定及び利用への取組みを確立する企業側のリスクマネジメントとPRAの実施方針
発電所の設備や運用の現状を反映したPRA
 PRAのデータ及び情報を分類し、 そのPRAデータ及び情報に影響を与える社内業務と連携させるプロセス
リスクからの知見導出とその社内業務への反映を行う職権と専門的な知識を持った職員
期待事項の定義付け及び監視に、管理職が直接関与すること
精通しているリスク従事者がサイトに継続的に存在すること
経験豊富で精通している専門家の指導及び教育業務への活用
Nuclear Risk Research Center, CRIEPI

20The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA

サマリー
リスクインサイト（リスクに関する知見や考察）を運転上のリスクマネジメントに組み込むことは、文書化され伝達された期待事項、目標、目的及び割り当てられたオーナーシップが必要となるプロセスであるこのプロセスには、企業全体の関与が不可欠である
企業のミッションに組み込まれなければならない継続的な学習への取組みが不可欠である
このプロセスには、リスクインサイト、リスクの理解、訓練及びリスク定量化を網羅するコミュニケーション計画がなければならない
上記は全て、全職員及び契約業者の全職員による遵守が義務付けられるプラント手順書、プロセス及びガイドラインの中に反映されるものである
Nuclear Risk Research Center, CRIEPI

21

The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLAバックアップスライド

NRRC Workshop on

Risk-Informed Decision Making: A Survey of U.S. Experience
Tokyo, Japan, June 1-2, 2017

Nuclear Risk Research Center, CRIEPIThe B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLAリスク情報を活用したパフォーマンス指標（PI）の例：
サウス・テキサス・プロジェクト（STP）のリスク指標23リスク指標の概観
STPのリスク指標は原子力安全パフォーマンスを示す極めて高度な目安である• このリスク指標は実際のリスクと予想される（平均）リスクの比である• PRAは通常、年間リスク（即ち、CDF）について計算されるため、STP PRAは、予定される週次リスクと実際の週次リスクについてリスク計算を行う• このリスク指標は、年間平均リスクとは対照的に、「実際の」系統構成の移動平均による52週平均リスクである

リスク指標の値は、運転状態及び停止状態の両方について計算される• 運転中の系統構成リスクの場合は、リスク指標は、リスクモニタリングソフトウェアが算出する実際の系統リスクと、予想される年間平均リスクの比になる• 停止状態の系統構成リスクの場合は、リスク指標は、停止状態の実際の系統構成リスクと、停止時のリスクモニタリングソフトウェアが算出する、停止時の予想される系統構成リスクの比になる

リスク指標は、作業週ごとに計算される• 月曜日の午前零時に開始• 翌週月曜日の午前零時に終了

1号機と2号機のリスク指標の平均値は、パフォーマンス指標（PI）に用いられる
リスク指標は、供用期間中または供用外の機器のリスクの変化を示すものになり、機器信頼性及び、系統構成リスクマネジメントプログラムに含まれる機器、（即ち、PRAの範囲に含まれる機器）の利用可能性に関連する、プラントのプロセス、活動、相互作用及び挙動に対する組織全体の努力を反映するものになる
Nuclear Risk Research Center, CRIEPI

24

The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA過去のパフォーマンス（1号機）
1.20

リスク指標
Risk Index

1.00
0.95

0.80

`

0.60

0.40

0.20

Nuclear Risk Research Center, CRIEPI

25

The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA

Jan-97
May-97
Sep-97
Jan-98May-98
Sep-98Jan-99May-99
Sep-99
Jan-00
May-00
Sep-00
Jan-01
May-01
Sep-01
Jan-02
May-02
Sep-02Jan-03May-03
Sep-03Jan-04
May-04
Sep-04Jan-05
May-05
Sep-05Jan-06
May-06
Sep-06
Jan-07
May-07
Sep-07
Jan-08May-08
Sep-08Jan-09
May-09Sep-09Jan-10

リスク指標
Risk Index

過去のパフォーマンス（2号機）
2号機の52週の移動平均のRI
Unit 2 Rolling 52-Week RI

1.60

1.40

1.20
1.11

1.00

0.80

0.60

0.40

0.20

0.00

week of

Nuclear Risk Research Center, CRIEPI
26

The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA

週

運転中のリスク指標の計算
RAsCal による 運転中のリスクの計算
各作業週の STP 1 号機の運転中のリスク、RAsCal Weekly Risk Index、 RUW は、以下の式で求められる(ICDP + ZCDP ) .
R =AWU

この時、WUW
UW

CAU

下付き文字は、STP のユニット（1 号機または 2 号機）を表す

W

任意の連続上付き文字は、最初の記録（即ち、第一週の計算値）から続く作業週を表す

AUW

は、作業週中に原子炉が臨界状態になる該当するユニットの時間比

ICDPUWCA•••

は、当該機の、適用される作業週（日曜日の午前零時から翌週日曜日の午前零時まで）の、RAsCal で計算される炉心損傷確率増分

は、 以下について補正されるプラント固有の STP PRA の平均年間 CDF (C)
週数
1 年間のプラントの稼働率

この時、
 168  1 
C A = C  及び f は、PRA の平均モデルで想定される稼働率
 8760  f 

Nuclear Risk Research Center, CRIEPI

27

The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA運転中のリスク指標計算
平均年間 CDF( C )は、STP の両基に適用される（1 号機と 2 号機間に平均 CDF の差はない）ことに留意すること
AZCDP Wは、作業週で補正される、保守なし CDF (ZCDF)（即ち、計画される保守寄与割合が除外される）

保守なしリスクも、平均リスク( C )と同様に、STP の両基で同じ値であるA 168 
ZCDP W = ZCDF  8760 

Nuclear Risk Research Center, CRIEPI

28

The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA停止時のリスク指標計算
停止時のリスク
ORAM UW は、停止時の実際のリスク指標（停止状態の実際のリスクと停止状態の予定されるリスクの比）である

ORAM

w
U()

AORAM UW=
1 − AUW ,W
PORAM U

この時、
• AORAM は、リスク解析員（Risk Analyst）が提供する ORAM（ENTRY FORM 1）から計算される停止時の実際のリスクであり、• PORAM UW は、リスク解析員が提供する ORAM（ENTRY FORM 1）から計算される停止時の予定されるリスクである

週の総リスク
該当するプラントが燃料取り出しを行わない（即ち、プラントがモード 1、2、3、4、5 または 6 のいずれかになる）週を通じた、週の総リスク指標( I UW )は、以下の式で求められる[()]

I UW = AUW RUW + 1 − AUW ORAM UW .

Nuclear Risk Research Center, CRIEPI

29

The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA

最終リスク指標の計算

リスク指標
各基について、燃料取り出しウィンドウを除いた（適宜、燃料取り出しウィンドウを除く = Y）、週の総リスクの52 週平均展開を求める。このリスク指標は、2 基の平均展開リスク指標の平均値になる
I 1W + I 2W
I=
2

Nuclear Risk Research Center, CRIEPI30

The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA