令和 2 年 6 月 25 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 モデルの確認のための質問

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

2

3

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 いないのか？

(1) ピアレ

件は、以下の通りであること。 ピアレビューを実施する

ビューにつ・ ピアレビューを実施する者

予定はあるか？

いては、PRA に係る業務経験が長品質はどのように確保しく豊富な知識があること。ているか？

ピアレビューを実施して・ 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。
4

２．評価に必・使用した設計情報、運転情報使用したプラントの設計要な情報の等は、最新のものであること。

情報の年月日はいつで、運収集及び分転情報の期間はいつから析いつか？

(1) 設計情報及び運転管理情報
5

３．炉心損傷・過去に発生した事例を分析し、FMEA 等を用いて体系的頻度評価起因事象を選定していること。に起因事象が抽出されて

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質問番号

適切性の確判断基準

確認のための質問

認項目

6

7

(1) 起因事・機器の抽出、故障の分析及びいないが、体系的に起因事象の選定及その影響を分析することで体系象が採用されているといび発生頻度的な起因事象の選定ができる方う根拠はあるか？の評価法が使用されていること。

事例抽出した結果はある① 起因事・起因事象を選定するため、プラか？

象の選定

ントの設備を列挙し、各設備故障

美浜 3 号の復水配管破断の影響を分析していること。

事故は、どの起因事象で考慮しているか？

8

起因事象の同定の過程において、伊方プロジェクトの結果をどのように使用したか？

910② 起因事・類似の事故シーケンスとなる起SGTR について、伝熱管 1

象のグルー因事象がグループ化されている本破断をグループの中でプ化こと。・グループ化される際、起因厳しいものとしているが、事象発生頻度に有意な影響を及

1 本破断が適切であるといぼすようなグループ化をしていなう根拠は何か？

いこと。

極小破断 LOCA の選定ロジックについて、SG 伝熱管リークは考慮されないのか？
また、隔離可能な事例の扱いはどうしているか？

11

ATWS の考え方について、説明をお願いしたい。

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起因事象のグループ化は実施されたのか？

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インターフェイス LOCA
について、起因事象を選定した過程及びグループ化した過程の説明はある- 2 -質問番号

適切性の確判断基準確認のための質問

認項目か？
141516③ 起因事・プラント固有の起因事象の発生

国内平均の起因事象発生

象の発生頻頻度が算出されていること。

頻度を算出した理由は何度の評価・最新の知見を使用しているこか？と。

原子炉容器破損の発生頻・運転経験に見合った評価対象度のパラメータはどのよ期間を選定していること。

うに設定しているか？

・評価対象期間中に発生した事

大破断 LOCA の発生頻度例を全て抽出していること。のパラメータはどのように設定しているか？

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小破断 LOCA の発生頻度のパラメータはどのように設定しているか？

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フォールトツリーで求めた起因事象発生頻度について、統計的に発生頻度と運転期間とで求めた頻度との差異を分析しているか？

19

事前分布を選定した根拠は何か？

20

主給水管破断の発生頻度のパラメータはどのように設定しているか？

21

主蒸気管破断（主蒸気隔離弁下流）の発生頻度のパラメータはどのように設定しているか？

22

外部電源喪失の定義及び件数は、再検討が必要ではないか？

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質問番号

適切性の確判断基準

確認のための質問

認項目
23

比較対象の海外 PRA は、より最近のものを参照すべきではないか？

24(2) 成功基・解析の手法や内容に対応した炉心損傷の定義の 1 つと準の設定

炉心損傷を定義していること。

して、燃料被覆管温度① 炉心損

1200℃を用いる根拠はあ傷の定義るか？

25

炉心損傷の判定条件として、どのようなものを用いているか？

26

27

28

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 状態への移行途中ではな

高温停止状態は、安定したいること。

いのか？

③ 起因事

・必要な緩和機能が全て特定さ必要な緩和機能が全て特象ごとの緩れ、機能に要求される機器の組定されているか？

和機能合せが全て特定されていること。

起因事象の発生の想定箇
所はどこか？

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安定状態までモデル化する場合の必要な機能は何か？

30

加圧器補助スプレイは考慮しているか？

31

32

④ 熱水力

・使用した熱水力解析コードは、解析コード及び解析条件解析を利用プラントの状態を精度良く解析でともに保守的なものを用した成功基きる最適評価コードであること。

いているが、PRA で適用準の設定根・使用した解析条件は、評価対象 可能とした理由は何か？

拠プラントの状態に対応したものを最確推定（最適解析コード用いていること。

を用いて、最適な解析条件を採用した解析）を実施する予定はあるか？ある場
合は、その時期はいつか？

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質問番号

適切性の確判断基準確認のための質問

認項目
33

中破断 LOCA 時の ECCS
機能喪失の事故シーケンスについて、熱水力解析結果はあるか？

－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）
34⑥ 緩和機

・使命時間は、②の成功状態に一番長い使命時間で統一

能の継続を至る時間を考慮して設定しているしている根拠はあるか？

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
35② イベント・炉心損傷を防止するために必極小破断 LOCA におけるツリーの構造要な対処設備が、ロジックに間違安定状態とは何か？

いがなくイベントツリーに組み込原子炉補機冷却水系の全まれていること。

喪失時における安定状態

36とは何か？
37

水源補給は、モデル化されているか？

38③ 事故シー・イベントツリーのロジックに間違- 5 -インターフェイスシステ

質問番号

適切性の確判断基準

確認のための質問認項目

39

ケンスの展

いがなく事故シーケンスが展開さ

ム LOCA 時の 1 次系の減開れていること。

圧操作の目的は何か？

(4) システム・炉心損傷を防止するための設重大事故等対処設備、多様信頼性の評

備が全てモデル化されているこ

性拡張設備等及びそれら価と。全てモデル化していない場合の設備のモデル化の可否① 緩和設

は、モデル化していなくても炉心を示したリストはある

備の分析

損傷頻度、重要度指標等に影響か？

しないこと。

交互運転している系統等

・炉心損傷を防止するための設の運用をモデル化する予備に影響するサポート系が全て定はあるか？

40

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。
41

42

② 緩和設

・要求される機能の喪失原因とし信号系等のサポート系で、備に要求さて、必要な緩和設備が全てモデ機能喪失の原因となる系れる機能のル化されていること。全てモデル統や設備のうち、モデル化喪失原因化していない場合は、モデル化し しなかったもののリスト
ていなくても炉心損傷頻度、重要はあるか？

度指標等に影響しないこと。

モデル化されていない設
備等について、モデル化しなくても炉心損傷頻度等に影響がないことを確認しているか？

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質問番号

適切性の確判断基準

確認のための質問

認項目
43

所内単独運転の可能性はあるか？

44

③ 緩和設

・緩和設備の故障として、機器の配管の破断をモデル化し備の故障故障モードが全てモデル化されていないのはなぜか？ていること。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。
45(5) 信頼性・機器故障データは、国内のプラ故障率の算出は、どのようパラメータのントの運転経験が含まれているこに行っているか？

設定と。

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。
・プラント固有の機器故障率を用いていること。

46

47

・米国等の公開している機器故米国等との機器故障率と障率と比べて大きな差異がない比較及び分析していること。大きな差異がある場合は、か？

その差異の分析をしていること。

プラント固有機器故障率について、事前分布からの差や解析結果への影響等を分析しているか？

－－② 復旧対・復旧できる機器及び機器故障

象機器、機モードを選定して、モデル化して器復旧の評いること。

価方法及び・復旧失敗確率の算出に使用す

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- 7 -－－質問番号

適切性の確判断基準確認のための質問

認項目

－

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え方いること。

(6) 人的過・使用した人的過誤の発生確率

誤の評価

は、原子炉施設の運転経験を含① 人的過むデータから算出したもの、又は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。

② 人的過・人的過誤の従属性が考慮され操作の従属性のリストは誤の評価仮ていること。

あるか？

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－

定－さが設定されていること。
4950(7) 事故シ・レアイベント近似、上限近似、そ国内の類似プラントのーケンスのの他の近似方法、厳密解等で炉PRA 結果または米国の類定量化

心損傷頻度を算出していること。

似プラントの PRA 結果と① 炉心損・国内の類似プラントの PRA 結比較しているか？

傷頻度の評

果又は、米国の類似プラントの事故シーケンスはどのよ

価PRA 結果と比較して大きな差がうに確認したのか？

ある場合は、差異の理由を分析していること。
51(8) 不確実・パラメータの不確実さ解析で不確実さ解析を実施してさ解析及びは、機器故障率データに合わせいないのか？

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
52② 感度解・炉心損傷頻度等に影響する

感度解析を実施していな析

RCP シール LOCA モデル等のいのか？

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
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質問番号

適切性の確判断基準

確認のための質問

認項目

していること。
53

４．その他

－

重要度解析を実施していないのか？

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