リスク概念と、それを活用した原子力施設の安全問題の合理的解決

ジョージ・アポストラキス
原子力リスク研究センター所長
apostola@criepi.denken.or.jp
NRRC シンポジウム
2015年9月2日

2015

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The Concept of Risk and its Role in
Rational Decision Making on Nuclear
Safety Issues
George Apostolakis
Head, Nuclear Risk Research Center
apostola@criepi.denken.or.jp
NRRC Symposium
September 2, 2015

2015

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社会の中にあるリスク• ハザード: 危険の発生源
 産業施設 種々の活動 （例：車の運転）• リスク:（怪我や損害といった）悪いことや望ましくない事態が発生する確率• 不確かさはリスクを考える上で不可欠な要素である• リスク:
2015

確率及び負の影響
2Risks in Society• Hazard: A source of danger
 Industrial facilities
 Activities, e.g., driving a car• Risk:The possibility that something bad or
unpleasantlt (such(h as an injuryi jor a loss)l)will happen• Uncertainty is an integral part of risk
• Risk:2015

Probability and adverse consequences2安全性 vs. 残留リスク• 安全性は、途切れなく続いている概念である
 詳細な説明を抜きにして、単にあるものが安全である、もしくは安全でないと称することは無意味である
 主張：規制を満たしていれば、プラントは「安全」である
主張 規制を満たしていれば プラントは「安全」である• 残留リスクについて語る、それが正しい方法
残留リスクについて語る それが正しい方法
 例：日本では毎年100,000人に5人が、交通事故で死亡している それゆえ、残留リスク（年間発生頻度）はと非常に小さな頻度になる• この残留リスクは日本社会において「受け入れられ」あるいは「容認され」ている
2015

3

Safety vs. Residual Risk

2015

3

なぜ私たちは残留リスクを容認するのか?
• その理由は、各施設や活動が便益を生み出すため• 個人の自発的な活動においては、人は自分でコントロールできていると感じるため 残留リスクは相対的に高くなる場できていると感じるため、残留リスクは相対的に高くなる場
合がある (個人で航空機を操縦する場合のリスクは商用航空機の1,000倍である）• 産業施設においては、議員や政府、規制組織を通して社会が決定をする• リスクと便益のトレードオフはなかなか定量的に行うことができない。便益を定量化することは、リスクを定量化することに比べて、はるかに難しい2015

4

Why do we tolerate Residual Risks?
• Because each facility or activity provides benefits• For individual voluntary activities in which a person
feels in control the residual risk may be relatively
high (the risk in general aviation is about 1,000 times
greater than that in commercial aviation)• For industrial facilities, it is society through its
representatives, government and regulatory
agencies, that decides• Risk-Benefit tradeoffs are rarely quantitative; benefit
is much harder to quantify than risk
20154

原子力安全において、不確かさに対処する (1)• 伝統的な“保守的な”アプローチ
 ボトムアップ式のアプローチ
 限られた数の潜在的事故が考慮される
 不確かさは定量化されない
 定量化されていない不確かさは、深層防護や安全マージンを介し保守性を確保する対処されるて保守性を確保することで対処される•

深層防護 は原子力施設にて異常や事故、自然災害が発生した際に、事故防止や影響緩和を目的として、一連の相補的な対策を用意するという安全確保の考え方である•

安全マージン : 機器や構造物に実際にかかる負荷の大きさが、損傷が始まるような負荷の大きさを十分下回るように維持されていること

2015

5

Managing Uncertainty in Nuclear Safety (1)• Traditional “conservative” approach A bottom-up approach A limited number of potential accidents is considered Uncertainty
Ut i t isi nott quantified
tifi d Unquantified uncertainty is managed by conservatism via
p and safetyy margins
gdefense in depth•

Defense-in-Depth is a safety philosophy that employssuccessive compensatory measures to prevent accidents ormitigate damage if a malfunction, accident, or naturally caused
event occurs at a nuclear facility.
y•

Safety Margin: The imposed stress on a component orstructurett
iis maintainedi t i d wellll belowb ltheth onsett off damage.
d
2015

5

深層防護の主な要素

事故防止

安全系統

封じ込め

アクシデント・マネジメント

緊急時計画

2015

6

Major
j Elements of Defense in Depth
pAccident Prevention

Safety Systems

Containment
Accident Management

Emergency Plans

2015

6

原子力安全において不確かさに対処する (2)• 確率論的リスク評価
 トップダウン式のアプローチ
 数千の潜在的な事故シーケンスが検討される
 不確実さは定量化され把握される
 何が起こり得るのかについて、より現実的に記述•

確率論的リスク評価（ＰＲA)は以下の疑問に回答することでリ ク ネジ ン
リスクマネジメントに活用される活用される

何が起こり得るか (数千の事故シーケンス又はシナリオ）
シナリオの発生頻度は?
それらの結果はどの様なものか?

2015

7

Managing Uncertainty in Nuclear Safety (2)• Probabilistic Risk Assessment
 A top-down approach Thousands of potential accident sequences areinvestigated Uncertainty is quantified and managed
 More realistic depiction of what can go wrong•

Probabilistic Risk Assessment (PRA) supports
Risk Management by answering the questions:
2015

What can go wrong? (thousands of accident sequencesor scenarios)
How likely are these scenarios?
What are their consequences?
q7

古典的アプローチの問題点• どれだけの深層防護を行えば十分なのかを示す指針がない（規制 対する信頼度 低 ）（規制に対する信頼度が低い）• システムの信頼性を保証するために、より先進的な定量的アプローチが存在するにもかかわらず定性的なアプローチ（単一故障基準）を採用していた。
• ヒューマンパフォーマンスを定型化している（例：事故発生から30分間は、運転員はいかなる行動もとらないと仮定する）• 運転経験や最近になって理解されるようになってきた事実を反映することが難しい• 業界が自ら実施した確率論的リスク評価（PRA）では、同じ規制の下で認可されたプラントであってもリスク評価結果にばらつきがみられた。
2015

8Problems with the Traditional Approach• There is no guidance as to how much defense in
p is sufficient (unreliable(regulations)g)depth• Qualitative approaches are used to ensure system
reliability (the single-failure criterion) when more
modern quantitative approaches exist• Human performance is stylized (e.g., operators areassumed to take no action within, for example, 30
minutes of an accident’s initiation)• Difficult
Diffi lt tot reflect
fl t operatingti experience
iandd
modern understanding• Industry-sponsoredIndustry sponsored PRAs showed a variability inrisk of plants that were licensed under the same
regulations.
2015

8原子炉の安全性の研究による知見（WASH 1400 1975年）（WASH-1400;
従来の想定:
大規模な冷却材喪失事故（LOCA）に対する防護
炉心損傷頻度（CDF）は低い （約1億年に1回、10-8 /炉年）
事故の結果、大惨事が予想される

1.
2.
3.

研究 よ
研究によって得られた主な知見
得られな知見
主要な寄与因子： 小規模 LOCA、過渡変化
CDF は従来の想定より高い （最良推定値： 5x10-5 /炉年、/炉年
2 万年に1回、最大推定値： 3x10-4 /炉年、3,333年に1回)事故による影響は従来の想定より、かなり小さい
サポート系統と運転員の行動が非常に重要である

1.
2
2.
3.
4
4.

2015

9

Reactor Safety Study Insights(WASH 1400 1975)(WASH-1400;
Prior Beliefs:
1.
2.

Protect against large loss-of-coolant accident (LOCA)
Core damage frequency (CDF) is low (about once every
100 million years, 10-8 per reactor year)
Consequences of accidents would be disastrous

3.

Major Findings
1.
1
2.

Dominant contributors: Small LOCAs and Transients
CDF higher than earlier believed (best estimate: 5x10-5,once every 20,000 years; upper bound: 3x10-4 per reactor
year once every 3year,3,333
333 years)
Consequences significantly smaller
Support systems and operator actions very important

3.
4.

2015

9第2世代プラントにおける確率論的リスク評価（PRA）の結果
炉心損傷頻度（CDF） ： 運転時間10万年あたり約5回
各起因事象が全CDFに占める割合：• 内部事象（冷却喪失、過渡変化）：56%
内部事象（冷却喪失 過渡変化） 56%• 外部事象

44%

 地震
 火災
 その他

24%
18%
2%

2015

10

Some Results from a PRA for a GEN II Plant
Core Damage Frequency (CDF): about 5 events
per 100,000 years of operation
Initiator Contribution to CDF Total:• Internal E
Eventsents (losses of coolant
coolant; transients)
transients): 56%

2015• External Events:

44%

 Seismic Events
 Fires OtherOth

24%
18%
2%

10

更なる結果• 内的事象シーケンスごとの寄与度
CDFへの寄与 過渡事象 – 全交流電源喪失/シールLOCA
 過渡事象 – サポート系喪失/シール LOCA
 過渡事象 – 給水系喪失/フィード&ブリード失敗
 LOCA - 注水不能/再循環不能
 スクラム失敗事象（ATWS） – 長期の反応度制御不能
 スクラム失敗事象（ATWS）
スクラム失敗事象（ATWS）– 原子力容器の過加圧

45%29%
12%7%6%2%

2111

Further Results• Functional InternalInternal-Event
Event Sequences
Contribution to CDF

 Transients
Ti t - Station
St ti
BlBlackout/Seal
k t/S l LOCA
 Transients - Loss of Support Systems/Seal LOCA
 Transients - Loss of Feedwater/Feed & Bleed
 LOCA - Injection/Recirculation Failure
 ATWS - No Long Term Reactivity Control
 ATWS - Reactor Vessel Overpressurization

221145%
29%
12%
7%
6%
2%

規制の意思決定• （他の意思決定と同様に）規制に関する意思決定は（他の意思決定と同様に）規制に関する意思決定は、現時点で現時点で持っている知識をもとに行い、文書化するべきである。（透明性・信頼性のある規制）
 設計、運転、規制に関する現状の知識が重要である。
 PRAは将来を「予測」するものではない。意思決定者の現時点の知識に情報を追加するために、将来の可能性を評価するものである。
 PRAによって得られた結果や知見を無視すると、現時点で持っている知識を有効 活る知識を有効に活用した意思決定を行うことができない。
た意 決定を行う とが きな

201512Regulatory Decision Making• Regulatory decision making (like any decision) should
be based on the current state of knowledge and shouldg)
be documented ((clear and reliable regulations) The current state of knowledge regarding design, operation,andd regulationl ti
isi key.
k PRAs do not “predict”
predict the future; they evaluate and assess
future possibilities to inform the decision makers’ current
state of knowledge.
 Ignoring the results and insights from PRAs results indecisions not utilizing the complete state of knowledge.
201512

討議（NUREG-2150）
オプション
Options

Technical
技術分析

意志決定
Decision
Criteria
基準

Analysis
1種類またはone or more
数種類の技法techniques

Assumptions,
前提、
Uncertainties
不確定要因、and感度Sensitivities

ステークホル
Stakeholder
ダーからの情
Input
報・意見報
意見

Resource
リソースやandスケジュー
Schedule
ル上の制約
Constraints

Deliberation
討議
Other
その他
Factors
要因の要因

意志決定＆Decision &実施
Implementation

図3-2 討議議2015

13

The Deliberation (NUREG-2150)
Options

Technical
Analysis

Decision
Criteria

one or more
techniques

Assumptions,
Uncertainties
andSensitivities

ResourceandSchedule
Constraints

Deliberation
Other
Factors

Stakeholder
Input

Decision &Implementation

2015

13

米国の健康に関する定量的目標（1986）（残留リスク目標）
残• 発電所近隣住民の急性死亡リスクおよび潜在的がん死亡リスクは、通常の生活に伴う事故またはがんによる死亡リ
スクの 0.1% を超えてはならない。
その数字はおおよそ以下のようになる。
急性死亡リスク： 5x10 -7/年
がんによる死亡リスク： 2 x10 -6/年


急性死亡リスク目標は、発電所の敷地境界から1マイル以内に住む平均的な急性死亡リスク目標は、発電所の敷地境界からイル以内に住む平均的な人々に適用される。
潜在的がん死亡リスクは、発電所の敷地境界から10マイル以内に住む平均的な人々に適用される。
2015

14

U.S. Quantitative Health Objectives, 1986
(Residual Risk Goals)• Early and latent cancer mortality risks to anindividual living near the plant should not exceed
0.1 percent of the background accident or cancer
mortality risk, approximately
5x10 -7/year for early death andyfor death from cancer
2 x10 -6/yearThe prompt fatality goal applies to an average individual living in
the region between the site boundary and 1 mile beyond thisboundary.
The latent cancer fatality goal applies to an average individual livingin the region between the site boundary and 10 miles beyond thisboundary.
2015

14

リスク情報を活用した枠組み

古典的な「決定論的」
アプローチ
アプロ
チ•確率が定量化されていない• 設計基準事故• 深層防護• 不要な規制を押し付けてしまう可能性がある• 不完全である

2015

リスク情報を活用した
アプローチ
アプ
チ

リスクベースのリスクベ
スのアプローチ• 討議プロセスを通じて、古典的なアプローチとプとリスクベースのアプローチを融合• 定量化された確率• 数千通りもの事故シ ケンス
事故シーケンス• 現実的である• 不完全である

15

Risk-Informed Framework

TraditionalT
ditil“Deterministic”
Approach• Unquantified
probabilities•Design-basis accidents•Defense in depth•Can impose
unnecessary
regulatory burden•Incomplete
Il t2015

RiskRisk
Informedpp
Approach•Combinationof traditionaland riskbased
ppapproaches
through adeliberative
process
15

Risk-Based
RikBdApproach• Quantified
probabilities•Thousands ofaccident
sequences•Realistic
R li ti•Incompleteリスク情報を活用した規制「規制に関する意思決定にリスク情報を活用するアプローチはプロ
チは、リスクに関する知見を他の要因と併せリスクに関する知見を他の要因と併せて考慮し、許認可取得者や規制当局が公衆の健康と安全に対する重要度に応じて設計 運転上の問と安全に対する重要度に応じて設計・運転上の問題に注意を向けることのできるような要件を策定するべきである という理念を反映したものである」
るべきである、という理念を反映したものである」[原子力規制委員会白書 USNRC 1999年][原子力規制委員会白書、USNRC、1999年]

201516

Risk-informed Regulation“A risk-informed approach to regulatory
decision-making represents a philosophy
whereby risk insights are considered
together with other factors to establish
requirements that better focus licensee andregulatory attention on design andoperational issues commensurate with theirimportance to public health and safety.
safety ”[C[Commission’si i ’ WhitWhite Paper,
PUSNRC,USNRC 1999]

2015

16

信頼感の醸成• ザイオン原子力発電所、インディアンポイント原子力発電所において、産業界が自主的に確率論的リスク評価（PRA）を実施
 米原子力規制委員会による詳細なレビューが行われた
米原子力規制委員会による詳細なレビが行われた
 地震および火災の影響の重大性が特定された
 簡単に修復が可能な故障モ
簡単に修復が可能な故障モードが特定されたドが特定された• リスク情報を活用した意思決定の初期の適用例
 サウステキサスプロジェクト原子力発電所での経験
サウステキサスプ ジ クト原子力発電所での経験
 許容停止時間を非常用交流電源に関しては3日を１４日に延長、非常用冷却水および非常用冷水系統に関しては３日を7日に延長する
 実際の停止時間: 5日未満

• PRA の標準
2015

17

Confidence Building• Industry
Industry-sponsoredsponsored PRAs for Zion and Indian PointNPPs
 Reviewed extensively by the USNRC
 Identified the significance of earthquakes and fires Failure modes with easy fixes identified• Early applications of risk-informed decision making
 South Texas Project Experience Allowed Outage Times extended from 3 days to 14 daysfor emergency AC power and 7 days for EssentialCoolingg Water and Essential Chilled Water systems.
y Actual experience:Less than 5 days.

• PRA standards
2015

17

主要な成功例• 保守規則 目標 – 原子力発電所の安全確保のために、重要な構築物・系
原子力発電所の安全確保のために 重要な構築物 系
統・機器 (SSCs)は必要な時に求められる機能を発揮できるように保守されるべきである
 PRAは、安全上重要な構築物・系統・機器（SSCs）がどれであるかを選定する• 原子炉監視プロセス
 「違反」に対して規制側と産業界がどのように対応するかは、リスク重要度に比例して決められる。

• リスク情報を活用した供用期間中検査
 リスク上重要となる配管箇所に絞り込んで実施
 検査費用の削減及び作業員の被ばく線量の低減• 火災防護規則
 火災リスクの現実的評価
2015

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Major Successes• Maintenance Rule
 Objective
Obj ti - Structures,
Sttsystems
tandd componentst (SSCs)(SSC )
important to safety of nuclear power plants shall bemaintained so that they will perform their intended
function when required.
 PRA identifies SSCs important to safety• Reactor Oversight Process
 Regulatory and industry response to “violations” iscommensurate to their risk significanceg• Risk-informed In-service Inspection
 Focused on risk significant piping segments
 Reduces cost and man-rem to workers• Fire Protection Rule
 Realistic assessment of fire risks
201518

結論• 受け入れられ、容認できるリスクは何かという問いは避けて通れない• 原子炉の安全問題に関する意思決定は原子炉の安全問題に関する意思決定は、あらゆる利用可能あらゆる利用可能な情報に基づいて行われる• あまりに多くの人がPRAのP(確率論的)という部分に注目している。しかし PRAにおいては 事故シナリオこそが最も重ている。しかし、PRAにおいては、事故シナリオこそが最も重要な情報をもたらしてくれる• リスク評価から得られた知見は、安全確保にとって何が重要かという点に（規制当局と産業界の）注意を向けるために、上手く用いられてきた2015

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Concluding Remarks• The question of what is acceptable or tolerable risk
cannot be avoided• Decision making regarding reactor safety issues
must be based on the totality of available
information• Too many people focus on the P of PRA.
PRA ItIt’ss theaccident scenarios that provide the most benefit.
• Risk insights have been used successfully to focus
attention ((industryy and regulators)g) on what is
important to safety201519