令和４年６月９日 事業者面談資料
シビアアクシデント研究部門

事業者レベル 1.5PRA モデル(玄海 3,4 号)の適切性の確認のための個別質問事項（その１・改定版）

１．概要
事業者は、リスク情報活用に向け継続的に PRA の高度化を進めていく計画を示している1 。また、新検査制度で活用する PRA モデルについては、事業者の PRA モデルの整備状況等を踏まえて、原子力規制庁が原子力規制検査におけるリスク評価に活用可能な PRA モデルの品質に関する適切性の考え方を整理する方針2としている。この際、規制庁が確認を実施した先行プラントと類似の場合には、その差分を確認することで効率的な確認を行うこととしている。
本文書は、このような背景を踏まえて、新検査制度に活用される予定の玄海 3,4 号のPRA モデルのレベル 1.5PRA に関する内容を原子力規制庁が確認するため、事業者から貸与を受けた資料に関して質問事項をまとめたもののうち、先行プラントである伊方３号機とのモデルの差分について、玄海 3,4 号に対する第一回の個別質問をとりまとめたものである。

２．レベル１.５PRA モデルの確認項目と質問事項(1) レベル１.５PRA モデルの確認項目
原子力規制庁が、事業者 PRA モデルの適切性を確認するための確認項目を添付１に示す。

(2) 質問事項
個別質問事項（その１）を添付２に示す。
本質問事項は、添付１に示した確認項目のうち１．評価対象、２. 評価に必要な情報の収集及び分析 及び ３.格納容器機能喪失頻度評価のうち (6) システム信頼性の評価及び (8) 人的過誤の評価を除く項目の質問事項である。

1

第２２回検査見直しに関するワーキンググループ資料３
https://www.nsr.go.jp/data/000253833.pdf
2 第２２回検査見直しに関するワーキンググループ資料４https://www.nsr.go.jp/data/000253834.pdf

添付１

事業者 PRA モデルの適切性の確認項目（格納容器機能喪失頻度）
事業者 PRA モデルの適切性の確認項目（レベル 1.5 PRA）
１.

評価対象

(1) ピアレビューについて
２.

評価に必要な情報の収集及び分析(1) 設計情報及び運転管理情報
３.

格納容器機能喪失頻度評価(1) プラント損傷状態の分類及び発生頻度の定量化①

プラント損傷状態の分類②

プラント損傷状態の設定③

プラント損傷状態ごとの炉心損傷頻度の定量化(2) 格納容器機能喪失モードの設定①

格納容器負荷特性の同定②

格納容器耐力の設定③

格納容器機能喪失モードの設定(3) 成功基準の設定①

成功状態の定義②

格納容器機能喪失の防止及び緩和機能の分析③

成功基準の設定④

緩和操作開始までの余裕時間（許容時間）⑤

緩和機能の継続を必要とする時間（使命時間）

個別
質
問
その１

(4) 事故シーケンスの分析①

事故シーケンスの特徴分析②

イベントツリーの作成上の仮定とその根拠③

イベントツリーの構造④

事故シーケンスの展開(5) 事故進展解析①

解析コードの選定②

代表事故シーケンスの選定③

代表事故シーケンスの解析

別途(6) システム信頼性の評価①

緩和設備の分析②

緩和設備に要求される機能の喪失原因③

緩和設備の故障

添付 1-1

質問

事業者 PRA モデルの適切性の確認項目（レベル１．５PRA ）（続き）(7) 信頼性パラメータの設定①

機器故障率及び機器故障確率②

復旧対象機器、機器復旧の評価方法及び機器復旧失敗確率③

共通原因故障のモデル化の考え方(8) 人的過誤の評価①

人的過誤の発生確率②

人的過誤の評価仮定③

評価した人的過誤の発生確率及び不確実さ(9) 格納容器機能喪失頻度の定量化①

物理化学現象の分岐確率の設定②

格納容器機能喪失頻度の評価

③

重要度解析

(10) 不確実さ解析及び感度解析①

不確実さ解析

②

感度解析

添付 1-2

個別質
問
その１

別途質問

添付２

表１ 事業者 PRA モデルの確認のための質問項目（格納容器機能喪失頻度）

事業者 PRA モデルの適切性確認事項

質問の確認項目（玄海 3,4 号 2020 年 7 月データ）

管理 NO.

１. 評価対象(1) ピアレビューについて・PRA モデルへピアレビューの指摘（Finding）が反映

ピアレビューの反映状況を提示してください。

(玄海)-1.1

されていること。
２. 評価に必要な情報の収集及び分析(1) 設計情報及び運転管理情報
点検に関する情報について、説明して下さい。

(玄海)-2.1

・使用した設計情報、運転情プラント職員への聞き取りについて、人的過誤のみの(玄海)-2.2

報等は、最新のものであるこ調査を行う理由を説明してください。

・使用した設計情報、運転情報等は、最新のものであること。と。
・使用した設計情報、運転情プラントの運転炉年と機器故障履歴について、具体的報等は、最新のものであるこに説明してください。

(玄海)-2.3と。
３. 格納容器機能喪失頻度評価(1) プラント損傷状態の分類及び発生頻度の定量化
・起因事象、原子炉容器内熱起因事象の統合に伴うレベル１．５PRA への影響につ(玄海)-水力挙動等の類似性の観点かいて分析した結果を説明してください。

3.(1).1

・レベル 1PRA で炉心損傷と重要事故選定用 PRA 結果との比較に関する記載がな(玄海)-

同定された全ての事故シーケ

いが、この理由を説明してください。

3.(1).2

PDS の個別結果のうち、発生頻度が大きな割合を占め(玄海)-る PDS について説明してください。

3.(1).3

らプラント損傷状態が分類されていること。

ンスの発生頻度がプラント損傷状態ごとに積算され、プラント損傷状態ごとの発生頻度が求められていること。
（個別の PDS)

添付 2-1

事業者 PRA モデルの適切性確認事項

質問の確認項目（玄海 3,4 号 2020 年 7 月データ）

管理 NO.

(2) 格納容器機能喪失モードの設定
・プラントに固有の設計に基プラント固有の条件について説明してください。

(玄海)3.(2).1

づいて、格納容器機能維持限界温度、限界圧力等の格納容器の耐力が同定されていること。
(3) 成功基準の設定
・格納容器機能喪失の防止及２次系冷却から余熱除去運転に関する成功基準につい(玄海)-び緩和に有効な安全機能が同て、説明してください。

3.(3).1

・解析コードまたは評価モデ

成功基準に関するシナリオごとの P 信号の扱いについ(玄海)-

ルは、実機における事故進展て、説明してください。

3.(3).2

・イベントツリー毎のロジッ

当該プラントのレベル１PRA との従属性について、説(玄海)-クに間違いがないこと。

明してください。

3.(4).1

・評価対象プラントに対応し本プラントの評価における崩壊熱条件について、詳細(玄海)-た条件が用いられているこを説明してください。

3.(5).1

ベースマットの侵食限界について説明してください。

(玄海)-

定されていること。

（原子炉冷却系内の熱水力挙動、格納容器系内の熱水力挙動、事象発生時期、事象発時期の雰囲気）の評価に適用できること。また、評価対象プラントの状態に対応した評価条件が用いられていること。
(4) 事故シーケンスの分析(5) 事故進展解析と。
・選定された代表事故シーケ

3.(5).2

ンスに即して、プラントシス
テムに関するモデル、物理化学挙動、放射性物質発生・移行等に関するモデルパラメー
タが設定されていること。

添付 2-2

事業者 PRA モデルの適切性

確認事項

質問の確認項目（玄海 3,4 号 2020 年 7 月データ）

管理 NO.

AED
AED+AM
AED+AM
AED+AM
AEW
AEW
AEW
AEW＋AMSED
SED＋AM
SED＋AMSEW
SEW
SEW＋AMSLW
SLW
SLW＋AM

原子炉格納容器温度に関する分析結果を示してくださ

(玄海)-

い。

3.(5).3

中期に原子炉格納容器の雰囲気温度が上昇する理由(玄海)-を説明してください。

3.(5).4

中期に原子炉格納容器の水蒸気濃度が上昇する理由(玄海)-を説明してください。

3.(5).5

中期におけるキャビティ水量の変化について説明してく

(玄海)-

ださい。

3.(5).6

初期における炉心水位変化の理由を説明してくださ

(玄海)-

い。

3.(5).7

高圧・低圧注水が止まった時刻及び停止の条件を説明(玄海)-してください。

3.(5).8

後期にキャビティ水量が増加している理由を説明して(玄海)-ください。

3.(5).9

中期に原子炉格納容器の圧力が下降する理由を説明し (玄海)てください。

3.(5).10初期の原子炉容器の水位挙動について説明してくださ

(玄海)-

い。

3.(5).11

初期の原子炉圧力及び水位の時間変化について、説(玄海)-明してください。

3.(5).12中期の原子炉格納容器の雰囲気温度等の時間変化に(玄海)-ついて、説明してください。

3.(5).13

原子炉格納容器圧力の他の PDS とのトレンドの違いの(玄海)-

理由を説明してください。

3.(5).14

後期のキャビティ水量の変化について説明してくださ

(玄海)-

い。

3.(5).15中期の原子炉格納容器圧力挙動について、説明してく

(玄海)-

ださい。

3.(5).16

初期から中期の原子炉圧力容器内水位変化について、(玄海)-説明してください。

3.(5).17

後期のキャビティ水量の変化について、説明してくださ(玄海)-い。

3.(5).18中期の原子炉格納容器の圧力挙動について、説明して(玄海)-ください。

3.(5).19

添付 2-3

事業者 PRA モデルの適切性

確認事項

質問の確認項目（玄海 3,4 号 2020 年 7 月データ）

管理 NO.

TED

初期の原子炉格納容器の圧力挙動について、説明して(玄海)-ください。

3.(5).20

中期の原子炉格納容器圧力の時間変化について、説(玄海)-明してください。

3.(5).21

初期の原子炉格納容器の水素濃度の時間変化につい(玄海)-て、説明してください。

3.(5).22

後期の原子炉格納容器圧力の時間変化について、説(玄海)-明してください。

3.(5).23

中期の原子炉格納容器圧力の時間変化について、説(玄海)-明してください。

3.(5).24

・プラント固有の機器故障率

プラント固有の機器故障率の反映状況について、説明(玄海)-を用いていること。

してください。

3.(7).1

TED＋AMTEW
TEW
TEW＋AM(7) 信頼性パラメータの設定(9) 格納容器機能喪失頻度の定量化（個別設定）

炉心への注水で考慮している手段の一覧を説明してく(玄海)-

炉心への注水ださい。

3.(9).1（個別設定）

キャビティ内水量及び CV 内注水との従属性を説明し(玄海)-

CV 内注水（液相蓄熱）てください。

3.(9).2（個別設定）

キャビティ水張りの有無による、分岐確率への影響を(玄海)-デブリ冷却説明して下さい。

3.(9).3（個別設定）

3 ループとの条件及び結果の違いについて、説明して(玄海)-

APET を用いた評価ください。

3.(9).4（個別設定）

3 ループとの条件及び結果の違いについて、説明して(玄海)-

DET を用いた評価ください。

3.(9).5

RV 破損口径の根拠について説明してください。

(玄海)-

TISGTR

FCI（炉外）（個別設定）

3.(9).6

DET を用いた評価
DCH（個別設定）

Zr 以外の未酸化の金属の設定根拠を説明してくださ(玄海)-

DET を用いた評価い。

3.(9).7

DCH

添付 2-4

事業者 PRA モデルの適切性

確認事項

質問の確認項目（玄海 3,4 号 2020 年 7 月データ）

管理 NO.

（個別設定）

サブ区画への通路の割合について、説明してくださ(玄海)-

DET を用いた評価い。

3.(9).8

微粒化割合の設定について、説明してください。

(玄海)-

DCH
（個別設定）

3.(9).9

DET を用いた評価
MCCI（個別設定）

微粒化割合の分布について、説明してください。

(玄海)3.(9).10

DET を用いた評価
MCCI・レアイベント近似、上限近使用した近似式において、条件付確率の導出について(玄海)-似、その他の近似方法、厳密説明してください。

3.(9).11・プラント損傷状態ごと、格

条件付き格納容器機能喪失確率の高い PDS について、(玄海)-納容器機能喪失モードごと等説明してください。

3.(9).12

・プラント損傷状態ごと、格寄与割合の大きな格納容器機能喪失モードについて、(玄海)-納容器機能喪失モードごと等説明してください。

3.(9).13

解等で格納容器機能喪失頻度が算出されていること。の格納容器機能喪失頻度を算出していること。の格納容器機能喪失頻度を算出していること。

添付 2-5