資料1-1

DB設備、SA設備のLCO等の充実による安全性向上

2023年10月17日
原子力エネルギー協議会
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目次

１．はじめに・・・・・・・

２～

３

２．DB設備、SA設備のLCO等の充実 ・・・・・・・

4～

6

３．AOTの変更（検討例）・・・・・・・

7～

8

４．SA設備等のLCO設定の見直し

・・・・・・・

9～

10

５．今後のスケジュール（案）・・・・・・・

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１．はじめに➢ ATENAでは、新規制基準に適合した発電所の運用実績、現状の設備体系（DB設備、SA設備、特重施設）における相互の補完関係等を踏まえ、現行保安規定の改善点について対応を検討した。
➢ 検討の結果、現行保安規定における改善点は以下のとおり（１）DB設備、SA設備のLCO等の充実⇒ ① LCO及び「要求される措置」の充実、 ②AOTの変更（２）SA設備等のLCO設定の見直し➢ これら２つの改善点について、「第14回主要原子力施設設置者の原子力部門の責任者との意見交換会」（2022年4月19日）において説明した※１。
➢ 2022年7月、上記２つの改善点に関する考え方及び手順を取りまとめ、 「多様な設備による安全性向上のための保安規定改定ガイドライン」を発刊。
➢ その後、面談においてSA設備の重要度に応じた効率的かつ効果的運用の推進、およびガイドラインに基づくAOTの変更について説明した結果、保安規定の変更認可申請書提出前に、LCO等改善の方向性を確認するため考え方を整理し、改めてCNO意見交換会で議論した方が良いとの指摘があった。
✓ 「(1) ➁AOTの変更」について、炉心損傷頻度を考慮して変更しようとしているので、その考え方を整理すること。また、抽出の考え方を整理すること。 【スライド５～８参照】✓ LCOの全体的な見直し計画と今回の設定変更の位置づけを整理すること。【スライド３参照】➢ 上記指摘を踏まえ、今回、改めて議論したい。
※１：【参考２】 【参考３】参照

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１．はじめに➢ LCOの全体的な見直し計画については、同様の安全機能を有するDB設備、SA設備、特重施設について、その区分に拘ることなく、柔軟かつ最も効果的に活用していくことが重要であることから、保安規定だけでなく、設置変更許可、設工認記載を踏まえた設備の効果的活用・改善策（全体像）について整理した（下表参照）。
許認可文書
設置許可

本文十号
添付書類十項目

改善事項

DB安全解析
SA技術的能力（変更なし）◆重大事故等発生時における特重施設活用

SA有効性評価

（同上）

設工認－－

（変更なし）

保安規定

運転管理LCO◎DB設備、SA設備のLCO等の充実（LCOの充実、要求される措置の改善）【スライド4】◎SA設備等のLCO設定の見直し【スライド9,10】

AOT◎AOTの見直し（相対値）【スライド5～8】◆米国のような定量的指標（絶対値）を活用したAOT見直し【スライド8】

手順書の整備《済》重大事故等発生時における特重施設活用《済》：対応済、◎：今回提案、◆：将来実施、○○○：リスク情報活用➢ その他、特重施設導入に伴いEALの見直しについて対応中。
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２．DB設備、SA設備のLCO等の充実①LCO及び「要求される措置」の充実

4【現状】➢ DB設備やSA設備におけるLCO及びLCO逸脱時の措置（「要求される措置」）において、同等の機能を有するSA設備や特重施設（以下「SA設備等」という。）は考慮されていない。
LCO等の設定設備
DB設備
SA設備
特重施設

LCO逸脱時の措置で、動作可能性等を確認する設備
第1段階
第2段階（以下の何れかの動作可能性を確認）
DB設備
SA設備
特重施設
健全側系統の動作可能性確認なし（起動）
対応する設備の同様の機能を有する設備
動作可能性確認の動作可能性確認なし（起動および記録確認）（記録確認）
対応する設備
SA設備又は特重施設のうち同様の機能をの動作可能性確認有する設備の動作可能性確認（記録確認）（起動および記録確認）【改善点①】➢ LCOの充実
LCOが設定されているDB設備の設計要求を全て満たすSA設備等がある場合は、LCO時に待機させる設備に追加する。
➢ LCOが設定されているDB/SA設備に対する「要求される措置」の充実
LCO逸脱時の「要求される措置」に対し、SA設備等の動作可能性確認が考慮されていない設備については、これを考慮し、いずれの設備のLCO逸脱に対しても、同様の機能を有するDB設備とともに、SA設備等のうち有効な設備を措置に加える（上表に追加する）ことで、リスク低減が可能
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２．DB設備、SA設備のLCO等の充実②AOTの変更

5【基本的考え方】➢ 要求される措置の完了期間(AOT)・・・安全上の要求から多重性の機能を持つ機器・系統の一つが、故障やその復旧等の理由で一時的に待機状態でなくとも許容される期間➢ AOT設定にあたり考慮すべき事項(1)LCO逸脱時は、単一故障基準が一時的に緩和されている状態であることから、AOTを必要以上に長くすることは好ましくない⇒適切なAOT設定により、リスクの増分を十分低く抑える(2)LCO逸脱からの復旧のため、原因特定、復旧方法の検討、復旧作業、機能確認等の期間を確保⇒適切なAOT設定により、作業品質を確保する(3)安定運転している原子炉を停止させることにより、過渡的な状態が発生するリスクを回避⇒適切なAOT設定により、原子炉停止リスクを低減する

適切なAOT設定には、（1)～(3)のリスクのバランスを取りつつAOTを設定することが重要（従来は、主として工学的判断に依っていたが、リスク情報活用が期待される）
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２．DB設備、SA設備のLCO等の充実

6②AOTの変更【改善点②】➢ 要求される措置の充実を踏まえたリスク評価によるAOTの変更
SA設備等の導入及びそれらによる「要求される措置」を充実（改善点①）すること等により、設備の待機除外に伴うリスク増分（以下「積算リスク」という。）を低減させている。

そうした中、要求される措置の完了期間(AOT)を適切に設定することで、「作業品質の確保」や「原子炉停止リスクの低減」によるメリットが、AOT変更による「リスクの増分」を上回ることが期待できる。
⇒「作業品質の確保」や「原子炉停止リスクの低減」によるメリットが期待され、定量的な積算リスクが十分に小さい（SA設備導入前より小さい）場合に限り、AOTを変更できることとする。
✓ リスク指標として、AOT評価を規定した米国NRCのR.G.1.177で用いられている条件付き炉心損傷確率増分（ICCDP。「積算リスク」と同義。）を活用※１。

CDF

AOT

待機除外時
＝LCO逸脱時

ΔCDF✓ 積算リスクは下式で定義される。
積算リスク ＝ 炉心損傷頻度増分（ΔCDF）× AOT✓ 積算リスク等の計算に使用するPRAモデルは、最新の内的事象の運転時レベル1PRAモデルを活用※２。
※１：【参考１】参照※２：格納容器破損防止を主たる機能とする設備については、 CDFをCFFと読み替
え、積算リスク等の計算は内的事象レベル1.5PRAモデルを活用する。

積算リスク

ベース

待機除外

復旧時間

図 リスク指標の概念図
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7３．AOTの変更（検討例）➢ 先行申請予定プラントにおいてAOT変更について検討した結果、非常用ディーゼル発電機、蓄電池が抽出（ただし、プラント設備構成等により、抽出結果は異なる）。
【非常用ディーゼル発電機でのAOT変更の検討例】⇒現状、10日で設定されているAOTを30日に延長しても、積算リスクは1.9×10-7程度（AOT変更前から1.3×10-7程度の増加）であり、SA設備等の整備前の積算リスクに戻るほどではない。

（本案は例示であり、記載はプラント設備構成により異なる）
CDFBASE（/ry）ΔCDF（/ry）
AOT
積算リスク※

AOT

変更前
変更後

SA設備等の整備前

1.2×10-6

2.3×10-6

2.3×10-5

2.8×10-510日

6.2×10-830日

1.9×10-710日

7.6×10-7※：積算リスク=ΔCDF×AOT／365

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8３．AOTの変更（検討例）➢ 米国では、AOTを設定する際に積算リスク（ICCDP）の絶対値（＜1×10-6）を基準としている【スライド15参照】が、我が国ではこのような絶対値（安全目標等）の議論が進んでいないため、今回は、SA設備等の整備前に達成されている積算リスク[1]より小さく抑制される範囲で、現行AOTからの変更を行う。
⇒安全目標を含めたリスク絶対値の活用について、ATENAは規制当局と対話を行っていきたい。

➢ 今回の改善において、積算リスクの増分は小さく抑えられている（非常用D/Gの検討例の場合、1.3×10-7程度の増加）。（下図参照）➢ AOT変更対象設備は「要求される措置」の拡充（動作可能性確認を追加実施）や作業品質の確
保、原子炉停止リスクの低減によって、全体としてのリスク低減が期待される。

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※１：主たるリスク低減が格納容器破損防止の場合、CDFをCFFに読み替える。
※２：過度に長期のAOTを設定しないよう、AOTの上限は30日とする。

9４．SA設備等のLCO設定の見直し【現状】➢ DB設備のLCO等は、 「保安規定審査基準」※ により設定することが要求され、「保安規定変更に係る基本方針」に基づき、安全機能を有する系統及び機器全てではなく、安全機能の重要度分類に基づき選定されている。
➢ 一方、SA設備等に関しては、その導入の際、LCOの設定に関してDB設備との整合性等の整理・検討が十分に行えていなかったことから、全てのSA設備等に対してLCO等が設定されている。

【改善点】※ 「実用発電用原子炉及びその附属施設における発電用原子炉施設保安規定の審査基準」➢ SA設備等についても重要度に応じたLCO設定を行うことで、合理的に安全性を向上させる。

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10４．SA設備等のLCO設定の見直し（検討例）➢ 代表プラントでSA設備等（110設備）のLCO設定の見直し【試評価】を行った結果、24設備が保安規定の他の章あるいは下部規定で管理可能と評価した。
保安規定の他の章あるいは下部規定で管理することとなるSA設備（例）【電源設備】
号炉間電源融通ケーブル、予備ケーブル【使用済燃料ピットの監視】
使用済燃料ピット状態監視カメラ、使用済燃料ピット周辺線量率【中央制御室】
可搬型照明、酸素濃度計、二酸化炭素濃度計【緊急時対策所】
酸素濃度計、二酸化炭素濃度計、緊急時対策所エリアモニタ【通信連絡設備】
無線連絡設備、携帯型通話設備、衛星携帯電話設備、SPDS
データ表示装置、緊急時運転パラメータ表示システム、統合原子力
防災ネットワークを用いた通信連絡設備【監視測定設備】
モニタリングポスト、可搬型モニタリングポスト、可搬型エリアモニタ、放射能測定装置、電離箱サーベイメータ、小型船舶、可搬型気象
観測設備

LCO設定対象選定フロー【その他の設備】
ホイールローダ
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11５．今後のスケジュール（案）➢ 「DB設備、SA設備のLCO等の充実」および「SA設備等のLCO設定の見直し」について、今後、申請に向けてNRA実務レベルとの意見交換を実施し、先行プラント保安規定変更認可申請を行う。

2023

年度
月

会合等

１０１１

１２

１２３

▽CNO意見交換会

NRA実務レベルとの意見交換
事業者
申請準備
先行プラント申請（予定）▽

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12（以下、参考）

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【参考１】米国におけるリスク情報を活用したAOT見直しの取組み➢ 米国では、設備毎に定められているAOTの変更を希望する場合、条件付き炉心損傷確率増分(ICCDP)等の絶対値基準を用いて延長の可否を検討する規制指針（R.G.）が定められている。
＜米国R.G.1.174※１におけるRIDMの原則【抜粋】＞
リスク情報に基づく意思決定において、許認可基準の変更は、一連の重要な原則を満たすことが期待される。これらの原則のいくつかは、伝統的な工学的決定で通常用いられる用語で書かれている(例:深層防護)。原則はこれらの用語で書かれているが、これらの原則が満たされていることを確認し、示すのに役立つリスク分析の利用が推奨される。これらの原則は以下のとおりである。
（原則１～３，５略）
原則４：提案された許認可基準の変更がリスクの増加をもたらす場合、その増加は小さく、原子力発電所の運転の安全目標に関する委員会の政策声明の意図に合致したものでなければならない。
＜米国R.G.1.177※２におけるAOT変更に関する記載【抜粋】＞
・恒久的なCT（AOTと同義）変更の場合、条件付き炉心損傷確率の増分（ICCDP）が1.0×10-6未満で条件付き早期大規模放出確率の増分（ICLERP）が1.0×10-7未満であれば、変更による影響は小さいと考えられる。
※１：R.G. 1.174, REVISION 3; AN APPROACH FOR USING PROBABILISTIC RISK ASSESSMENT IN RISK-INFORMEDDECISIONS ON PLANT-SPECIFIC CHANGES TO THE LICENSING BASIS※２：R.G. 1.177, REVISION 2; PLANT-SPECIFIC, RISK-INFORMED DECISIONMAKING: TECHNICAL SPECIFICATIONS
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【参考２】「第14回主要原子力施設設置者の原子力部門の責任者との意見交換会」 14
議事録＜抜粋＞（2022年4月19日）※一つ目(1)DB設備、SA設備のLCO等の充実※二つ目(2) SA設備等のLCO設定の見直し

https://www.nra.go.jp/data/000390097.pdf
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【参考３】「第14回主要原子力施設設置者の原子力部門の責任者との意見交換会」 15
資料（2022年4月19日）

https://www.nra.go.jp/data/000387394.pdf
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【参考３】「第14回主要原子力施設設置者の原子力部門の責任者との意見交換会」 16
資料（2022年4月19日）

https://www.nra.go.jp/data/000387394.pdf
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【参考３】「第14回主要原子力施設設置者の原子力部門の責任者との意見交換会」 17
資料（2022年4月19日）

https://www.nra.go.jp/data/000387394.pdf
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【参考３】「第14回主要原子力施設設置者の原子力部門の責任者との意見交換会」 18
資料（2022年4月19日）

https://www.nra.go.jp/data/000387394.pdf
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【参考３】「第14回主要原子力施設設置者の原子力部門の責任者との意見交換会」 19
資料（2022年4月19日）

https://www.nra.go.jp/data/000387394.pdf
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【参考３】「第14回主要原子力施設設置者の原子力部門の責任者との意見交換会」 20
資料（2022年4月19日）

https://www.nra.go.jp/data/000387394.pdf
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【参考３】「第14回主要原子力施設設置者の原子力部門の責任者との意見交換会」 21
資料（2022年4月19日）

https://www.nra.go.jp/data/000387394.pdf
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【参考３】「第14回主要原子力施設設置者の原子力部門の責任者との意見交換会」 22
資料（2022年4月19日）

https://www.nra.go.jp/data/000387394.pdf
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【参考３】「第14回主要原子力施設設置者の原子力部門の責任者との意見交換会」 23
資料（2022年4月19日）

https://www.nra.go.jp/data/000387394.pdf
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【参考３】「第14回主要原子力施設設置者の原子力部門の責任者との意見交換会」 24
資料（2022年4月19日）

https://www.nra.go.jp/data/000387394.pdf
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【参考３】「第14回主要原子力施設設置者の原子力部門の責任者との意見交換会」 25
資料（2022年4月19日）

https://www.nra.go.jp/data/000387394.pdf
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【参考４】令和5年度第27回原子力規制委員会 議事録＜抜粋＞
26（2023年8月23日）
議題１：関西電力高浜発電所３号機における令和５年度第１四半期の安全実績指標の結果を踏まえた対応区分の変更及び追加検査の実施に係る通知の発出

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https://www.nra.go.jp/data/000446308.pdf