リスク情報を活用した意思決定山口 彰
東京大学大学院
yamaguchi@n.t.u-tokyo.ac.jp1

リスク情報活用（Risk-Informed)


規制判断におけるリスク情報活用

公衆の防護（public health and safety）にとっての重要性に⾒合うような設計と運転の問題に、許認可者と規制者の関心を重点化する （betterfocus licensee and regulatory attention）よう規制要求を定める
 そのため、リスク情報（risk insights）をそれ以外のさまざまな要因とともに考慮する考え方をいう
Regulatory Guide 1.200, An Approach for Determining the Technical Adequacy of Probabilistic Risk
Assessment Results for Risk-Informed Activities, U.S.NRC, Revision 2, March 2009

我が国の原⼦⼒界のチャレンジ

再稼働、次期炉、次世代炉、核燃料サイクル･･･

原⼦⼒安全の⼀般的概念
想定事象あらゆるスコープ・不確かさを評価する

リスクの観点から重要なSSC
安全の観点から重要なSSC
深層防護の有効性・適切性

設計に固有

燃料

不確かさ
Unknown

核分裂⽣成物

PRA

原⼦炉構造境界

シナリオ
頻度
影響度

格納構造境界
機構論的なソースタームの評価

発⽣頻度ー影響度プロファ
イル

普遍的3

次期炉の規制のあり方
目的：革新的な原⼦炉の導入の障害（バリア）とならないよ
う、効率的で有効でかつ適応性がある規制プロセスを構築
次期炉許認可プロジェクト
開発者

事業者

効率性と有効性（開発と設計）予見性がある
硬直的 ・制限的

規範的な規制競合?

商業的実現性（建設と運転）RIPB規制

柔軟で対応容易予見性に乏しい

やや規範的なRIPB規制
柔軟性と適応性があり、かつ予見性を最大化させる

4

リスク活用

モデルは良いか

本当に確かかデータはあるかGood PRAモデル

不確かでないかPros とConsないデータがある考慮外はないか

考慮外と考慮

5

モデルは良いかGood PRA モデル

プラント固有で、最新の状態を反映したプラントシステムのモデル

ー

ある機器（複数の機器、人間、構造物など多様なものを含む）が故障すればその影響を定量的に表すもの

Good PRA モデルは、プラントの設計、建設、運転、保守などの実態を忠実に表現するもの
伊方モデル、柏崎ー刈羽モデル

6

高位の要求とサポート要求


高位の要求

スコープと詳細度
 モデルの忠実性と現実性
 定量的評価結果
 文書化


サポート要求CCを満足するための最低限の要求
 How to do it ではなく、What to doを記載
 複数のCCにまたがるサポート要求


JCNRM New Member Orientation, ANS and ASME

7

Capability Categories（CC）
PRA Attribute
Scope andLevel of Detail(Level of detail ofmodeling of plantdesign, operation,maintenance)
Plant-Specificity(Degree to which asbuilt, as-operated
plant information isaddressed)
Realism(Degree of realism,impact of departurefrom realism oninsights/conclusions)

Capability
Category I

Capability
Category II

Capability
Category III

Generally Increasing

System/train
level
importanceSignif. Contrib.
Component Level
Importance

All Component
Level Contrib.
Importance

Generally Increasing
Generic data/
models except
unique features

Plant-specific data/
models for Signif.
Contributors

All Plantspecificdata/models

Generally Increasing

Moderate impact

Small Impact

JCNRM New Member Orientation, ANS and ASME

Negligible impact8リスク活用とCCの決定プロセス


リスク活用に求められるCCを決定する


変更を定義し、変更とPRAの影響関係を決め、求めるべきCCを決定する

リスク活用に必要なスコープ、結果、モデルとPRAが合致しているか決定する

不⼗分であれば改善、補強解析を⾏う

標準のスコープがリスク活用を評価するに⼗分か決定する
 標準のサポート要件に適合しているか、PRAの結果を評価する 補完的解析や要求を用いて、PRA標準がリスク活用に不適切である対象を明らかにする
JCNRM New Member Orientation, ANS and ASME

9

PRAの品質確保のアプローチ
リスク活用のゴール
適切な安全性のレベルの確保
PRAの弱みの克服

リスクインサイ
トの活用

PRA

PRA標準

PRAピアレビュー

PRAの弱み専門家の判断補償的代替的措置
性能モニタリングリスクインサイトの限定的活用

工学的判断
保守性
活用を制限

自主的安全向上とリスク活用• 今の知見でできる安全向上に努めること• PRAの弱みを認識しその解決に努めること
Regulatory Guide 1.200, An Approach for Determining the Technical Adequacy of Probabilistic Risk
Assessment Results for Risk-Informed Activities, U.S.NRC, Revision 2, March 2009を参考に作成した

10不確かでないかー

決定論と確率論



不確かさがあるとの指摘は当然

不確かさを回避する方法 ー 決定論

不確かさを分析し説明する方法 ー 確率論11Frequency (event/year)

人工物の事故と発⽣頻度

Deductive
Probability

人的要因合計
航空機合計
火災
爆発
ダム決壊

Statistics
塩化物放出

航空機（地上）原子力発電所
100基

Fatalities

Reactor Safety Study WASH-1400, U.S.NRC (1975)

12

Reactor Safety Studyの成果
WASH-1400の最大の成果はシビアアクシデントに関する先入観の払拭

炉心損傷事故はきわめて起こりにくいが、もし起きれば結果は悲惨なものになる
 炉心損傷事故の発⽣確率は思っているよりも高いが、その結果はそれほど悲惨なものではない

WASH-1400の二番目に重要な成果は安全に関する判断をするにはデータや定量的結果は必ずしも必要ではないと示したこと

主観的な確率は相当に良い評価をもたらすということを主張したこと
 ベイズ流の考え方により頻度論偏重ではない評価の枠組みを提案したこと
13


データはあるか

データとは、私たちの知識や経験の集大成
データベース
 運転経験
 失敗経験
 専門家のコンセンサス
 海外の評価・判断 社会通念 データがないという事実

データはあるが、必ずしも適正に使いこなしているとはいえない14統計学と確率論
統計は頻度に関する情報を研究する学理である。
すなわちデータを取り扱うための科学である
 確率は、学理としては、データの⽋落を扱う科学であるといってもよい

しばしば、データが⼗分にないから確率を用いることはできないという論を聞くが、これは全くの誤解である。⼗分なデータがないときには、確率を用いる以外の方法は存在しない
On The Quantitative Definition of Risk, Stanley Kaplan and B. John Garrick (1981)15

考慮外はないか

完全性〇〇のPRAはできていない。かようにPRAは未成熟であるし、評価していないリスクは考慮されない

ー

リスクは考慮されていないのか？

起因事象の選定プロセス


内的事象

マスターロジックダイアグラム
 運転経験と評価経験
 起因事象の⾒直し




外的事象

自然災害や産業事故
 重要な事象の選定と優先度付け
 優先度の⾒直し

16いくつかの工学的方法


決定論的方法証拠があれば安全 証拠がなければ非安全

頻度論的方法

確率（頻度）がP以下であれば安全
 データがなければ評価できない

Bayes流の方法（証拠があれば安全？） 証拠やデータがなければ知識を総動員し、新たに得られた情報を逐次取り込みながら評価する17

リスク情報活用の原則


技術的に抗弁性・説明性ある情報に基づいて安全に関する”健全な決定”を⾏うこと

規制に関する意思決定は、適正な技術基盤に依拠すること
 技術基盤は、信頼できるPRAの結果にもとづくリスクインサイトに依拠すること


PRAに求められること
PRAのスコープが適切であること
 PRAの技術的特性が適正であること
リスク評価のコンセンサス標準
PRA標準は、PRAの強みと弱みを判断するための明確な基準を定める。この基準により意思決定者がPRAの結果にどの程度の信頼を置くかを決定する。
 PRA標準は、利用可能な公開文書に反映されているグッドプラクティスに基づく。標準は安全に関する決定の支援に用いられるのであるから利用可能な公開文書によらなければならない
 広範な問題にPRA標準を容易に使用できるよう、様々なタイプの活用に対するPRAの適用性を判断するために幾つかのカテゴリを定義する
 PRA標準は、技術的要求を完全かつ完璧に定義する。方法を示すことが適切な場合には、1つ以上の許容可能な方法を同定する


RG1.200 (2008)

意思決定で考慮すべき要素他のオプションの検討・比較

技術的な分析

意思決定の判断基準

資源とスケジュールの制約評価の仮定、不確かさ、感度の検討

ステークホル
ダーの意見
U.S.NRC, A Proposed Risk
Management Regulatory
Framework, NUREG-2150, April
2012

慎重な検討
その他の要
素
意思決定と実装20

リスク活用に求められること
規制者の関心と、事業者の関心が共有され、適切なアプローチを求め、制約条件を相互に理解し配慮すること
 原⼦⼒安全・利用にとってチャレンジであるリス
ク活用や将来炉開発に応えられる枠組みの構築に取り組むこと
 原⼦⼒の価値の実現と原⼦⼒のリスクの管理を両⽴させるための高位の概念や具体的な方法論を確⽴する努⼒を開始すること
 リスク評価の技術的抗弁性をかため、リスク活用に応じてスコープを明確にし、品質を確保するための適正な⼿順と技術基盤の確⽴に着⼿すること21