INSS JOURNAL Vol . 23 2016 NT 788

原子力発電所の運転経験情報分析に係る定量的評価手法の開発と活用
The Development and Utilization of Quantitative Assessment Method with regard to
the Operating Experience Information Analyses of Nuclear Power Plants
嶋田善夫（Yoshio Shimada）＊

要約
原子力発電所の運転経験情報に基づく改善提言を定量的に評価して，順位づけする手法を開発，適用した．原子力発電所の安全性については，レベル 1 PRA の内部事象の炉心損傷頻度，およびレベル 1.5 PRA の早期格納容器破損頻度により評価した．一方，原子力発電所の運転信頼性については，発電所自動停止確率により評価した．当該評価手法により改善提言を評価した結果，効果の大きい提言は，当該提言の効果のおよぶ機器数が多い場合，および当該提言により冷却材喪失事故（LOCA），蒸気発生器伝熱管破断事故（SGTR），過渡事象などの事故 / 事象の発生頻度の低下が期待できる場合である．
キーワード確率論的リスク評価，運転経験情報，改善提言，炉心損傷頻度，早期格納容器破損頻度，発電所自動停止確率，レベル 1 PRA，レベル 1.5 PRA，内部事象，SAPHIRE

Abstract
The method to evaluate quantitatively and to rank recommendations forimprovement created from Operating Experience information of nuclear power stations wasdeveloped to practically apply. Regarding safety of nuclear power stations, the amount wasevaluated by core damage frequency which relates to level 1 PRA and early containment failure
frequency which relates to level 1.5 PRA. On the other hand, reliability of operation of nuclear
power station was evaluated with probability of automatic plant shutdown. As a result of thisevaluation, it was realized that eﬀective recommendations for improvement includes situations
such that there are large number of components which are aﬀected by the recommendation, andthat it is expected to reduce the frequency of occurrence of accidents/events such as Loss ofCoolant Accident（LOCA）, Steam generator tube rupture（SGTR）, and transients.
Keywords

Probabilistic Risk Assessment, Operating Experience, Recommendations for Improvement,Core Damage Frequency, Early Containment Failure Frequency,
Automatic Plant Trip Probability, Level 1 PRA, Level 1.5 PRA, Internal Events, SAPHIRE

1. 背景

望があった．
また，上記事項への対応は，改善提言に係る原子INSS では，海外原子力発電所の運転経験情報（約4,000 件 / 年）を分析した結果，対応が必要と判断

力発電所の安全性，および運転信頼性向上の定量的な評価につながる．

した情報について，国内 PWR の原子力発電所に対する設備改善，機器点検項目の追加，運転手順の変

2. 目的

更等の改善提言を毎年行っているが，これら改善提言の効果を客観的に判断する評価尺度がなかった．

本研究では，国内４ループ PWR の安全性向上のこのため，改善提言を受ける電力会社から，当該観点から，炉心損傷頻度評価モデルおよび早期格納提言を実施するか，しないかの判断，あるいは実施

容器破損頻度評価モデルにより，また運転信頼性向する場合の優先順位の決定が困難となっており，改上の観点から，原子力発電所自動停止発生確率（１

善提言の優先度の順位付けを示してほしいという要

年間当たりの原子炉自動停止確率）を計算できるモ＊ （株）原子力安全システム研究所

技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 23 2016 NT 789

デルにより，それぞれ改善提言の効果を定量的に評

tional Engineering and Environmental

価する手法を開発し，適用する．

Laboratory）に委託して開発した SAPHIRE コード（Systems Analysis Programs for Hands-on

3. 改善提言の効果を定量的に評価するモデルの作成

Integrated Reliability Evaluations） を 使 用 し，小 ET 大 FT（フォールトツリーリンキング手法）よりモデルを構築した．小 ET 大 FT は，完成し（1）国内４ループ PWR を代表した炉心損傷頻度評
（1）
（2）
, （3）
,た PRA モ デ ル の ET と FT の 外 観 か ら こ の よ う

価モデルの開発に表現され，主系統の間の従属性（電源系，海内部事象のレベル 1 PRA（確率論的リスク評水系，補機冷却水系などのサポート系の従属性）

価）は，当該事象発生によって，原子燃料被覆を，ET のロジックに従って，FT をリンクする管が損傷する（燃料被覆管が 1,200℃以上となる）ことにより解析する手法である．主系統の FT の頻度を評価する．当該事象を評価するためのイ

中に，サポート系の FT が全て含まれることか

ベントツリー（ET）（図１）は，大破断 LOCAら，大 FT となる．ET のロジックに基づく FT（loss of coolant accident），中破断 LOCA，小破のリンクは，SAPHIRE コードが自動的に処理す

断 LOCA，余熱除去隔離弁 LOCA，主給水喪失，る．また，SAPHIRE コードは，元の基事象デー

外部電源喪失，二次冷却系の破断，蒸気発生器伝タを保持したまま，変更したい基事象のデータの熱管破断，補機冷却水の喪失，手動停止，原子炉みを別ファイルとして管理する機能があること

自動停止，原子炉自動停止失敗の 12 の内部事象から，基事象データの変更管理が，確実に効率よについて作成した．事故シーケンス数，フォールくできる（図３）．当該手法の代表的な計算コー

トツリー数，基事象数は，それぞれ 431，115，3,344

ドである．

WinNUPRA などである．なお，他の計算手法とは，SAPHIRE，RiskSpectrum，CAFTA，事故の緩和に使用される主系統は，蓄圧注入系，して，大 ET 小 FT（バウンダリーコンディショ補助給水系，格納容器スプレイ系，緊急ほう酸注ン手法）があり，システム間の従属性は，ET を入系，高圧注入系，低圧注入系，主蒸気隔離系，サポート系まで展開して（従って大 ET となる），主蒸気圧力制御系 / 主蒸気安全弁，加圧器圧力制ET の分岐確率として取り扱う計算手法である．

御系 / 加圧器安全弁であり，これらをフォールト

当該手法の代表的な計算コードは RISKMAN でツリー（FT）（図２）によりモデル化した．

ある．

同様に事故の緩和に使用されるサポート系は，機器故障率，ヒューマンエラー率は，ほとんど非常用所内電源系，原子炉補機冷却水系 / 海水

米国データを使用した．国内実績から推定した系，制御用空気系，空調系，安全防護系作動信号

データは，ディーゼル発電機起動失敗／継続運転系，原子炉保護系，タービントリップ系について，失敗，空気作動弁吹き止まり失敗，安全弁吹き止

FT によりモデル化した．

まり失敗と待機除外確率（高圧／低圧注入系，格PRA 計 算 コ ー ド は， 米 国 NRC（NuclearRegulatory Commission） が INEEL（Idaho Na起因事象

事故緩和系故障Ⅰ

SAFETY-SYSTEM-FALL

図１#END STATE

1

OK2

炉心損傷

ET の例

納容器スプレイ系，補助給水系，補機冷却水系，充てん系，ディーゼル発電機）である．

FREQUENCY

2.715E-004

図２

FT の例

INSS JOURNAL Vol . 23 2016 NT 790

ベースの基事象の確率値

図３

変更後の基事象の確率値

SAPHIRE の基事象データの変更管理の画面（ベースの基事象データを保持したまま，必要な基事象データのみを変更して，炉心損傷頻度等の値を再計算できる）

当該の起因事象の発生頻度は，我が国に発生実（2）国内４ループ PWR を代表した早期格納容器破績の有る過渡事象，主給水喪失，外部電源喪失，損頻度評価モデルの開発

蒸気発生器伝熱管破損，手動停止，スクラム不能

レベル 1 PRA とレベル 1.5 PRA の関係を図４

過渡事象（ATWS：過渡事象は実績，スクラムに示す．レベル 1.5 PRA は，格納容器が損傷して不能はフォールトツリー解析）については，我が放射性物質が外部へ漏れ出す頻度を評価する．炉国の運転実績を使用した．我が国に発生実績のな

心損傷頻度を評価する ET と早期格納容器損傷頻い LOCA，二次冷却系の破断（主蒸気管破断，主度を評価する ET の関係を図５に示す．レベル 1

給水管破断），補機冷却水の喪失は，米国の運転

PRA は，炉心損傷状態毎の頻度を評価する．レ

実績，文献等から推定した．

ベル 1.5 PRA は，格納容器破損モード毎の頻度をな お， こ の PRA は， 平 成 ４ 年 か ら 整 備 し た

評価する．レベル 1 PRA は，22 の炉心損傷状態AM（アクシデントマネジメント）策は含むが，のうち２事例（ALC，AEH）について，レベル 1.5

新規制基準への対応として設置した設備（空冷式

PRA は，15 の格納容器破損モードのうち５事例非常用発電装置，大容量ポンプなど）は含まない．

（ γ , α , ζ , ν , θ ）の説明を図５に記載した．レベル 1.5 PRA は，レベル 1 PRA で評価した炉心損傷状態を起因事象とする 22 種類の格納容器 ET に

INSS JOURNAL Vol . 23 2016 NT 791

ࣝ࣊ࣜ 1.5
PRA
レベル1.5
PRA᰹⣙ᐖჹ࠿᥾ഭࡊ࡙ᨲᑏᛮ∸㈹࠿
格納容器が損傷して放射性物質がአ㒂࡫⁻ࡿฝࡌ㢎ᗐࢅビ౮ࡌࡾࠊ外部へ漏れ出す頻度を評価する。

レベル1 PRA
原子燃料被覆管が損傷する（燃料被覆管が1,200℃以上となる）頻度を評価する。
図４

レベル 1 PRA とレベル 1.5 PRA の関係（PWR の絵は，NRC の教育資料
http://www.nrc.gov/admin/img/art-students-reactors-1-lg.gif）

よって，早期格納容器破損頻度を評価する．

系，タービンバイパス制御系，制御棒制御系，復なお，このレベル 1.5 PRA は，前節のレベル

水系，復水器水位制御系，循環水系，蒸気タービ

1 PRA と同様に，平成４年から整備した AM 策

ン，タービン制御系，タービン保安装置，発電機は含むが，新規制基準への対応として設置した設および変圧器保護制御系である．それぞれの系統備は含まない．

は，図６で示した FT を起点として，細部に展開される．基事象数は，約 3,600 である．

（3）国内 4 ループ PWR の原子力発電所自動停止発
（1）
（2）
, （4）
,FT の作成と計算に使用した計算コードは，米

生確率評価モデルの開発

国 NRC が INEEL に委託して開発した SAPHIRE

機器の故障，誤動作，ヒューマンエラー等によである．

り発電所自動停止に至る可能性のある系統 30 を機器故障率およびヒューマンエラーのデータすべて抽出した．また，機器の故障，誤動作等かは，ほとんど国内実績値および国内メーカ値であら発電所自動停止に至る 51 シナリオを整理した．

る．一部国内データの無い機器は，米国の故障率発電所自動停止発生実績のない，または少ない系データを使用した．

統，ならびに自動停止への進展が緩慢な要因は評

発電所自動停止発生確率の国内実績は，ヒュー価対象外として 30 系統から 16 系統を抽出して原

マンエラーが全体の 30％，その他（送電系他）

子力発電所自動停止発生確率を評価する FT（図が全体の 20％を占めている．しかし，それらを６）を作成した．その系統は，原子炉冷却系，主FT に展開することによってモデル化することは蒸気系，主給水系，所内電源系，原子炉保護系，困難なため，実績データから得られた発電所自動制御用空気系，主給水制御系，主蒸気逃し弁制御

停止発生確率をそのまま基事象の確率値として用INSS JOURNAL Vol . 23 2016 NT 792

図５

炉心損傷頻度を評価する ET と早期格納容器損傷頻度を評価する ET の関係

いて FT を作成した．また，ヒューマンエラーは，のかを特定して，それぞれの系統に組み込んだ．

どの系統に関連して発生したヒューマンエラーな

なお，この評価モデルは，新規制基準への対応

INSS JOURNAL Vol . 23 2016 NT 793＝ ECFF（ベースケース）− ECFF（改善提言適用） ……………………………………（b）

図６

原子力発電所自動停止発生確率 FT の作成例として設置した設備を含まない．

| Δ ECFF|（改善提言の効果）：
早期格納容器破損頻度の低減効果
ECFF（ベースケース）：
通常の機器故障率データを適用した場合の早期格納容器破損頻度
ECFF（改善提言適用）：
改善提言を適用した場合の早期格納容器破損頻度（通常，改善提言の適用により起因事象発生頻度，機器故障確率，ヒューマンエラー確率が 10％低下すると仮定する）
この| Δ ECFF| （早期格納容器破損頻度低減幅）を，改善提言の効果の評価尺度とした．

（4）改善提言の効果の定量的評価方法
以下の計算式により，原子力発電所の炉心損損傷頻度（CDF），早期格納容器破損頻度（ECFF）および発電所自動停止発生確率（APTP）に基づ
き改善提言の効果を定量的に評価した．

また，発電所自動停止発生確率は，（c）式を用いて改善提言の効果を評価した．

| Δ APTP|（改善提言の効果）＝ APTP（ベースケース）− APTP（改善提言適用） …………………………………（c）

炉心損傷頻度については，（a）式を用いて改善提言の効果を評価した．

| Δ CDF|（改善提言の効果）＝ CDF（ベースケース）− CDF（改善提言適用） ………………………………………（a）| Δ CDF|（改善提言の効果）：
炉心損傷頻度の低減効果
CDF（ベースケース）：
通常の機器故障率データを適用した場合の炉心損傷頻度
CDF（改善提言適用）：
改善提言を適用した場合の炉心損傷頻度（通常，改善提言の適用により起因事象発生頻度，機器故障確率，ヒューマンエラー確率が 10％低下すると仮定する）| Δ APTP|（改善提言の効果）：
発電所自動停止確率の低減効果
APTP（ベースケース）：
通常の機器故障率データを適用した場合の発電所自動停止確率
APTP（改善提言適用）：
改善提言を適用した場合の発電所自動停止発生確率（通常，改善提言の適用により起因事象発生頻度，機器故障確率，ヒューマ ン エ ラ ー 確 率 が 10 ％ 低 下 す る と 仮 定する）
この| Δ APTP| （発電所自動停止発生確率低減幅）を，改善提言の効果の評価尺度とした．
加えて，下記の式により，CDF，ECFF，この| Δ CDF| （炉心損傷頻度低減幅）を，改APTP それぞれの低減比率（％）を評価して，善提言の効果の評価尺度とした．

改善提言の効果の評価尺度とした．

早期格納容器破損頻度については，（b）式を用いて改善提言の効果を評価した．

| Δ ECFF|（改善提言の効果）

CDF 低減比率＝ | Δ CDF|（改善提言の効果）／ CDF（ベースケース）× 100（％）
ECFF 低減比率＝ | Δ ECFF|（改善提言の効果）／ ECFF（ベースケース）× 100（％）

INSS JOURNAL Vol . 23 2016 NT 7

94

APTP 低減比率＝ | Δ APTP|（改善提言の効果）／ APTP（ベースケース）× 100（％）

4. 改善提言の効果の定量的評価結果
表１，表２，表３は，それぞれ炉心損損傷頻度に基づく改善提言の定量的評価結果，早期格納容器破損頻度に基づく改善提言の定量的評価結果，発電所自動停止確率に基づく改善提言の定量的評価結果の事例を示す．当該の事例は，米国原子力規制委員会（NRC）から公開された INFORMATIONNOTICE，および米国の事業者事象報告書（LER）と し て 一 般 公 開 さ れ た 情 報 に 基 づ く，2012 年 〜2014 年（表３発電所自動停止確率は，2004 年〜

表１順位

炉心損損傷頻度に基づく改善提言の定量的評価の事例（2012 年〜 2014 年）
改善提言の事例

炉心損傷頻度 C D F
低減
幅 低減比率（| Δ CDF|） （ % ）EDG 負 荷 試 運 転 に 係
る EDG 遮 断 器 の 開 放１2.29 × 10-10/ 炉年
および投入ロジック等の改善について

0.11%

安全系の所内交流電源開閉器室などのトレイ
1.21 × 10-10/ 炉年
２ン間の壁などの設置について

0.06%

安全系の所内交流電源系の低電圧保護に係る
３
1.19 × 10-10/ 炉年
設計脆弱性の対策について（電源の欠相）

0.06%

2015 年）の INSS からの改善提言である．
炉心損傷頻度低減幅，格納容器破損頻度低減幅，自動停止確率低減幅は，改善提言の発電所への適用

表２により，通常のプラント状態の値と比較して，それぞれの数値がどれだけ低下するかを示す．
また，炉心損傷頻度低減比率，格納容器破損頻度低減比率，自動停止確率低減比率は，改善提言の適用により，通常のプラント状態の値と比較して，それぞれの数値が何％低下するかを示す．
一般的に，改善提言を適用する機器数，部品数の多い場合，および冷却材喪失事故（LOCA），蒸気発生器伝熱管破断事故（SGTR），過渡事象などの事故 / 事象の発生頻度の低下に直接寄与する改善提言の場合は，当該提言の定量的評価結果の数値が大きくなる．
表１，表２，表３の順位は，改善提言の効果の大順位

早期格納容器早期破損頻度に基づく改善提言の定量的評価の事例（2012 年〜 2014 年）
改善提言の事例

格納容器破損頻度低減幅（| Δ ECFF|）

E C F F低減比率（%）

安全系の所内交流電源開閉器室などのトレイ
1.45 × 10-11/ 炉年
１ン間の壁などの設置について0.08%

EDG 負 荷 試 運 転 に 係
る EDG 遮 断 器 の 開 放1.28 × 10-12/ 炉年
２および投入ロジック等の改善について

0.007%

安全系の所内交流電源系の低電圧保護に係る7.08 × 10-13/ 炉年
３
設計脆弱性の対策について（電源の欠相）

0.004%

きいものから順に並べている．表１と表２の順位を比較すると，順位の１位と２位が入れ替わっている．
すなわち，改善提言の効果は，炉心損傷頻度と格納表３

容器破損頻度において，異なる事がわかる．また，
表３の１位および２位の改善提言は，主要変圧器，開閉所機器に対するものであり，このような単一の機器故障がプラントの自動停止に直接寄与する機器に対する改善提言の効果は，比較的大きい．

5. まとめ（1）レベル 1 内部事象の炉心損傷頻度およびレベル 1.5 早期格納容器破損頻度を評価する PRA
は，SAPHIRE コードで使えるように整備し，改善提言の効果を定量的に評価する手法とし順位

発電所自動停止確率に基づく改善提言の定量的評価の事例（2004 年〜 2015 年）
改善提言の事例

自動停止確率低減
幅（| Δ APTP|）

APTP
低減比率
（%）

油入り超高圧計器用変成器（計器用変圧器と1.80 × 10-3/ 炉年
１
計器用変流器の総称）の保守と更新について

1.7％

単一故障による主変圧器など大容量変圧器冷1.60 × 10-3/ 炉年
２
却機能の喪失防止について

1.5％

プラスチック部品への３ 有機溶剤等の付着防止 2.00 × 10-4/ 炉年
について

0.2％

INSS JOURNAL Vol . 23 2016 NT 7て，原子力発電所の安全性については，レベル
1 内部事象の炉心損傷頻度低減幅（低減率）およびレベル 1.5 早期格納容器破損頻度低減幅（低減率）に基づいて評価する方法を考案，適用した．
（2）また，発電所自動停止発生確率を評価する
PRA は，SAPHIRE コードにより新たに開発し，原子力発電所の運転信頼性については，発電所自動停止確率低減幅（低減率）に基づいて，改善提言の効果を評価する方法を考案，適用した．
（3）一般的に，改善提言の効果の定量的評価結果が大きくなるのは，改善提言を適用する機器数，部品数の多い場合，および冷却材喪失事故（LOCA），蒸気発生器伝熱管破断事故（SGTR）などの事故 / 事象の発生頻度の低下に直接寄与する改善提言の場合である．
（4）新規制基準対応として整備したハード，ソフトを反映した PRA を電力会社にて開発中
で あ り， 今 後，INSS は 当 該 PRA を 導 入 して，改善提言の定量的評価に活用する計画である．

文献（1） 嶋田善夫 , 宮崎孝正，“ 確率論的評価手法を用いた簡便な原子力発電所の機器重要度分類方法の開発 ,” 日本原子力学会和文論文誌 ,Vol.5, No.3, pp. 167‑178,（2006）．
（2） 嶋田善夫 , 宮崎 孝正，“ 確率論的評価手法を用いた原子力発電所の重要な不具合情報の抽出方法 ,” INSS JOURNAL, Vol.12,（2005）．
（3） 嶋田善夫，“ 確率論的安全評価による安全上重要な海外原子力発電所不具合情報抽出方法 ,” INSS JOURNAL, Vol.11,（2004）．
（4） 嶋田善夫，河合勝則，鈴木浩史，“ 加圧水型原子炉の自動トリップ確率評価モデルの開発，”
INSS JOURNAL, Vol.8,（2001）．

95