2- 2.

2 -2.

主 要な研 究 成 果（ 5 ）主要な研究成果（5）地震・津波重畳事象に対応する確率論的リスク評価の要素技術を開発
日本原子力学会のリスク評価関連規格の改定に貢献

原子力発電

確率論的リスク評価（RPA）
p.15参照背景
福島第一原子力発電所事故の経験や教訓から、特に自然災害などの外的事象に対する確率論的リスク評価（PRA）が必要とされています。当所では、国内外において実施例がないハザード（地震・津波）の重畳事象に対応するPRAの各要素技術の開発に取り組むとともに、得られた知見の日本原子力学会が定めるリスク評価関連規格への反映を進めています。

＊経済産業省資源エネルギー庁「令和５年度原子力の安全性向上に資する技術開発事業（原子力発電所のリスク評価、研究に係る基盤整備）」の委託事業として実施。

主 要な研 究 成 果

主 要な研 究 成 果

成果の概要◇地震・津波の重畳ハザード評価手法・重畳シナリオ分析手順を開発
事故シーケンス
事故の起因となる事象の発生から望ましくない最終状態（炉心損傷など）に至るあらゆる組み合わせPRA手順としてまとめました。その上で、重畳ハザード評価については、対象地点における地震動強さと津波高さの相関に基づく評価手法を開発しました。
また、地震・津波の発生、原子力発電所に作用する津波の様態、人間行動を含めた発電所の状態等を考慮した重畳シナリオの分析手順を世界で初めて開発し、一般的な原子力発電所を対象に分析例を示しました（図1）。

サロゲートモデル
物理シミュレーションの代
わりに機械学習を行い、人工知能によって設計等の妥当性を予測して評価す

松山 昌史（まつやま まさふみ）

桐本 順広（きりもと ゆきひろ）◇地震・津波を考慮した事故進展予測ツール・人間信頼性評価手法等を開発

原子力リスク研究センター

原子力リスク研究センター

リスク評価研究チーム

自然外部事象研究チーム

サロゲートモデルに基づき、地震発生から津波到達までの時間を含む種々の不確かさを考慮して、事故の進展を予測するツールを整備しました（図2）。
また、人間信頼性評価の一環として、非常時の退避による水密扉の開放置に関わる運転員および現場作業員へのインタビュー、退避ルートのウォークダウンを実施し、人的過誤（失敗）の確率評価を行いました。

地震による大きな揺れに続き大津波が来襲するといった、複数の自然災害に直面した原子力発電所のリスク評価に貢献します。

ることができる手法。
ウォークダウン
設備の状況や人の振る舞

凡例
水密扉
配管貫通部
構築物、系統および機器いなどについて現場で確認し、その結果を踏まえて必要な改善を行う一連のサイト周辺の土木構造物の地震被害による津波襲来ルートの変動

重畳作用による建屋境界や建屋自体の損傷作業。

様々な条件（地震発生・津波到達時刻、各種設備の機能損失時刻等）での解析結果

入力パラメータの準備

学習データ

入力パラメータ
出力

構築ツール

建物内への浸水防護施設の地震または重畳作用による損傷に伴う津波伝播経路の変動

地震や重畳作用による津波防護設備の損傷によるサイト浸水状況の変動

DeepLearning

原子炉建屋（R/B）
起動変圧器 タービン建屋（T/B）
止水蓋

Bayesian+ MCMC

図 2 事故進展予測
ツールの概要ポンプ

Kriging

サロゲートモデルの基となる構築
ツールを選択可能グラフ

グラフ

サロゲートモデル

データ事故進展の予測（炉心損傷時刻、燃焼被覆管温度、炉心損傷確率等）
統計的安全評価

動的PRA（経時的な状態変化に対応）

不確かさの低減

分岐確率の設定など

取水口

成果の活用先・事例

放水路

図1

地震・津波重畳事故シナリオの分析例

重畳シナリオの分析手順に基づき抽出された、一般的な原子力発電所における重畳ハザードに特有の事象を示しています。

開発した各要素技術は、事業者が原子力発電所の地震・津波重畳PRAを実施する際に活用できます。また、これらの開発を通じて得られた知見は、日本原子力学会のリスク評価関連規格改定時の具体的な指針や評価事例として活用することができます。
参考34

電力中央研究所

Annual Report 2023

電力中央研究所、資源エネルギー庁委託事業「原子力の安全性向上に資する技術開発事業(原子力発電所のリスク評価、研究に係る基盤整備)」報告書（2021、2022、2023）

電力中央研究所

Annual Report 2023

35

原子力発電

原子力発電の経路。

地震・津波の重畳ハザード、構築物・機器の脆弱性、事故シーケンス等の評価ステップを整理し、

2- 2.

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主 要な研 究 成 果（ 5 ）主要な研究成果（5）地震・津波重畳事象に対応する確率論的リスク評価の要素技術を開発
日本原子力学会のリスク評価関連規格の改定に貢献

原子力発電

確率論的リスク評価（RPA）
p.15参照背景
福島第一原子力発電所事故の経験や教訓から、特に自然災害などの外的事象に対する確率論的リスク評価（PRA）が必要とされています。当所では、国内外において実施例がないハザード（地震・津波）の重畳事象に対応するPRAの各要素技術の開発に取り組むとともに、得られた知見の日本原子力学会が定めるリスク評価関連規格への反映を進めています。

＊経済産業省資源エネルギー庁「令和５年度原子力の安全性向上に資する技術開発事業（原子力発電所のリスク評価、研究に係る基盤整備）」の委託事業として実施。

主 要な研 究 成 果

主 要な研 究 成 果

成果の概要◇地震・津波の重畳ハザード評価手法・重畳シナリオ分析手順を開発
事故シーケンス
事故の起因となる事象の発生から望ましくない最終状態（炉心損傷など）に至るあらゆる組み合わせPRA手順としてまとめました。その上で、重畳ハザード評価については、対象地点における地震動強さと津波高さの相関に基づく評価手法を開発しました。
また、地震・津波の発生、原子力発電所に作用する津波の様態、人間行動を含めた発電所の状態等を考慮した重畳シナリオの分析手順を世界で初めて開発し、一般的な原子力発電所を対象に分析例を示しました（図1）。

サロゲートモデル
物理シミュレーションの代
わりに機械学習を行い、人工知能によって設計等の妥当性を予測して評価す

松山 昌史（まつやま まさふみ）

桐本 順広（きりもと ゆきひろ）◇地震・津波を考慮した事故進展予測ツール・人間信頼性評価手法等を開発

原子力リスク研究センター

原子力リスク研究センター

リスク評価研究チーム

自然外部事象研究チーム

サロゲートモデルに基づき、地震発生から津波到達までの時間を含む種々の不確かさを考慮して、事故の進展を予測するツールを整備しました（図2）。
また、人間信頼性評価の一環として、非常時の退避による水密扉の開放置に関わる運転員および現場作業員へのインタビュー、退避ルートのウォークダウンを実施し、人的過誤（失敗）の確率評価を行いました。

地震による大きな揺れに続き大津波が来襲するといった、複数の自然災害に直面した原子力発電所のリスク評価に貢献します。

ることができる手法。
ウォークダウン
設備の状況や人の振る舞

凡例
水密扉
配管貫通部
構築物、系統および機器いなどについて現場で確認し、その結果を踏まえて必要な改善を行う一連のサイト周辺の土木構造物の地震被害による津波襲来ルートの変動

重畳作用による建屋境界や建屋自体の損傷作業。

様々な条件（地震発生・津波到達時刻、各種設備の機能損失時刻等）での解析結果

入力パラメータの準備

学習データ

入力パラメータ
出力

構築ツール

建物内への浸水防護施設の地震または重畳作用による損傷に伴う津波伝播経路の変動

地震や重畳作用による津波防護設備の損傷によるサイト浸水状況の変動

DeepLearning

原子炉建屋（R/B）
起動変圧器 タービン建屋（T/B）
止水蓋

Bayesian+ MCMC

図 2 事故進展予測
ツールの概要ポンプ

Kriging

サロゲートモデルの基となる構築
ツールを選択可能グラフ

グラフ

サロゲートモデルデータ

事故進展の予測（炉心損傷時刻、燃焼被覆管温度、炉心損傷確率等）
統計的安全評価

動的PRA（経時的な状態変化に対応）

不確かさの低減

分岐確率の設定など

取水口

成果の活用先・事例

放水路

図1

地震・津波重畳事故シナリオの分析例

重畳シナリオの分析手順に基づき抽出された、一般的な原子力発電所における重畳ハザードに特有の事象を示しています。

開発した各要素技術は、事業者が原子力発電所の地震・津波重畳PRAを実施する際に活用できます。また、これらの開発を通じて得られた知見は、日本原子力学会のリスク評価関連規格改定時の具体的な指針や評価事例として活用することができます。
参考34

電力中央研究所

Annual Report 2023

電力中央研究所、資源エネルギー庁委託事業「原子力の安全性向上に資する技術開発事業(原子力発電所のリスク評価、研究に係る基盤整備)」報告書（2021、2022、2023）

電力中央研究所

Annual Report 2023

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原子力発電

原子力発電の経路。

地震・津波の重畳ハザード、構築物・機器の脆弱性、事故シーケンス等の評価ステップを整理し、