令和 2 年 9 月 17 日 事業者面談資料
原子力規制庁長官官房技術基盤グループ
シビアアクシデント研究部門
事業者 PRA モデル（大飯 3/4 号機）の確認のための質問（第二回目）

質問番号

適切性の確判断基準確認のための質問

認項目
1

１．評価対

ピアレビューを実施している象こと。ピアレビューの主要な要 レビューの具体的な内容(1) ピアレ

件は、以下の通りであること。 は、どのようなものか？

ビューにつ・ ピアレビューを実施する者

いては、PRA に係る業務経験が長実施を予定しているピア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．評価に必・使用した設計情報、運転情報

要な情報の等は、最新のものであること。

－

収集及び分析
(1) 設計情報及び運転管理情報
３．炉心損傷・過去に発生した事例を分析し、頻度評価起因事象を選定していること。
- 1 -－

質問番号

適切性の確判断基準

確認のための質問

認項目(1) 起因事・機器の抽出、故障の分析及び象の選定及その影響を分析することで体系び発生頻度的な起因事象の選定ができる方の評価法が使用されていること。

① 起因事

・起因事象を選定するため、プラ象の選定ントの設備を列挙し、各設備故障－の影響を分析していること。
2② 起因事・類似の事故シーケンスとなる起ATWS の対象となる事象象のグルー因事象がグループ化されているの考え方について、説明をプ化こと。・グループ化される際、起因お願いしたい。

事象発生頻度に有意な影響を及起因事象の除外についてぼすようなグループ化をしていな説明を提示ください。

3

いこと。

4

③ 起因事

・プラント固有の起因事象の発生

米国における起因事象の象の発生頻頻度が算出されていること。

発生頻度の算出方法につ度の評価

・最新の知見を使用しているこいて調査しているか？と。
・運転経験に見合った評価対象期間を選定していること。
・評価対象期間中に発生した事例を全て抽出していること。

(2) 成功基・解析の手法や内容に対応した準の設定

炉心損傷を定義していること。

－

① 炉心損
傷の定義
② 成功状

・プラントが十分安定している状態の定義

態を成功の状態であると定義していること。

- 2 -

－

質問番号

適切性の確判断基準

確認のための質問

認項目

5

③ 起因事

・必要な緩和機能が全て特定さ

象ごとの緩れ、機能に要求される機器の組和機能合せが全て特定されていること。

④ 熱水力

・使用した熱水力解析コードは、熱水力解析を利用した成解析を利用

プラントの状態を精度良く解析で功基準の設定について、説した成功基きる最適評価コードであること。

明をお願いしたい。

準の設定根・使用した解析条件は、評価対象

拠プラントの状態に対応したものを－用いていること。
⑤ 緩和操

・余裕時間は、炉心損傷までの作開始まで時間、設備の準備に要する時間の余裕時間等を考慮して設定していること。

－（許容時間）⑥ 緩和機

・使命時間は、②の成功状態に能の継続を至る時間を考慮して設定している必要とすること。

時間（使命・使命時間が異なる事故シーケン時間）

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。
(3) 事故シ・イベントツリーのロジックに間違ーケンスのいがないこと。

分析・他のイベントツリーと重複する事① イベント故シーケンスがないこと。

－

ツリー毎の作成上の仮定とその根拠② イベント・炉心損傷を防止するために必ツリーの構造要な対処設備が、ロジックに間違- 3 -－

質問番号

適切性の確判断基準

確認のための質問

認項目

いがなくイベントツリーに組み込まれていること。
③ 事故シー・イベントツリーのロジックに間違ケンスの展いがなく事故シーケンスが展開さ開れていること。

(4) システム・炉心損傷を防止するための設

信頼性の評

備が全てモデル化されているこ

価と。全てモデル化していない場合① 緩和設

は、モデル化していなくても炉心備の分析

損傷頻度、重要度指標等に影響－－しないこと。
・炉心損傷を防止するための設
備に影響するサポート系が全てモデル化されていること（電源系、冷却系、空調系等）。全てモデル化していない場合は、モデル化していなくても炉心損傷頻度、重要度指標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。
② 緩和設

・要求される機能の喪失原因とし備に要求さて、必要な緩和設備が全てモデれる機能のル化されていること。全てモデル喪失原因化していない場合は、モデル化し－ていなくても炉心損傷頻度、重要度指標等に影響しないこと。
6③ 緩和設・緩和設備の故障として、機器の- 4 -配管破断のモデル化の一

質問番号

適切性の確判断基準

確認のための質問

認項目

備の故障

故障モードが全てモデル化され貫性について、説明をお願ていること。全てモデル化していいしたい。

ない場合は、モデル化していなくRCP シール LOCA の計算ても炉心損傷頻度、重要度指標モデルについて、説明をお等に影響しないこと。

願いしたい。

(5) 信頼性・機器故障データは、国内のプラプラント固有機器故障率パラメータのントの運転経験が含まれているこの算出方法について、説明設定と。

をお願いしたい。

① 機器故

・機器故障確率は、運転管理の障率及び機情報を反映して算出しているこ器故障確率と。

78・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る機器故－障率と比べて大きな差異がないこと。大きな差異がある場合は、その差異の分析をしていること。
910② 復旧対・復旧できる機器及び機器故障

外部電源の復旧失敗確率

象機器、機モードを選定して、モデル化しての算出方法は、起因事象で器復旧の評いること。

選定した外部電源喪失の価方法及び・復旧失敗確率の算出に使用す事象と整合しているか？

機器復旧失る情報は、プラントの運転経験を敗確率含んだものであること。

③ 共通原・共通原因故障（CCF）について

因故障のモは、冗長性のある機器の動的なデル化の考機能喪失が全てモデル化されてえ方いること。

(6) 人的過・使用した人的過誤の発生確率

人間信頼性解析について

誤の評価

は、原子炉施設の運転経験を含概要の説明をお願いした① 人的過むデータから算出したもの、又はい。

誤の発生確

広く原子炉施設の PRA で使用し率ているものであること。
- 5 -－

質問番号

適切性の確判断基準

確認のための質問

認項目
11② 人的過・人的過誤の従属性が考慮され人間信頼性解析における誤の評価仮ていること。

依存性等の設定について定説明をお願いしたい。

③ 評価した・評価した結果、人的過誤の発生人的過誤の確率が 10-6 未満 になっていな発生確率及いこと。

び不確実さ

・人的過誤の発生確率の不確実－さが設定されていること。
12(7) 事故シ・レアイベント近似、上限近似、そ類似プラントの炉心損傷ーケンスのの他の近似方法、厳密解等で炉頻度との違いの説明をお定量化

心損傷頻度を算出していること。

願いしたい。

① 炉心損

・国内の類似プラントの PRA 結－傷頻度の評

果又は、米国の類似プラントの価

PRA 結果と比較して大きな差がある場合は、差異の理由を分析していること。

(8) 不確実・パラメータの不確実さ解析でさ解析及びは、機器故障率データに合わせ感度解析て知識の相関（SOKC）を設定し① 不確実さていること。

－解析② 感度解・炉心損傷頻度等に影響する

析RCP シール 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。
４．その他－- 6 -－