令和 4 年 7 月 21 日
事業者 PRA モデルの確認のための質問
事象者 PRA モ 判断基準

確認のための質問

デルの適切性の確認項目(5) 信 頼 性 パ ・機器故障データは、国

機器故障データには、国内のプランラメータの設内のプラントの運転経トの運転経験が含まれていることを定験が含まれているこ提示ください。

① 機器故障と。

機器故障確率は、運転管理の情報を率及び機器故障確率

・機器故障確率は、運転反映して算出していることを提示く

管理の情報を反映してださい。

算出していること。

PRA にプラント固有の機器故障率を・プラント固有の機器故用いていることを提示ください。

障率を用いているこ

機器の故障事例が少ない機器（デジと。

タル機器、新設の重大事故等対処設・米国等の公開している備等）の故障率の設定根拠を提示く

機器故障率と比べて大ださい。

きな差異がないこと。

米国等の公開されている機器故障率

もし大きな差異があるとの相違を示し、大きな差異がある場合は、差異の理由及場合は、差異の理由及び根拠を提示

び根拠が示されているください。

こと。

国内で新たに整備されている機器故障率パラメータについて下記を提示ください。
29 ヵ年データ、海外故障率データとの相違点
PRA モデルへの適用予定
NUCIA PRA 用データベースにない機器の機器故障率の取扱及びその根拠を提示ください。
可搬式設備の機器故障率をどのように設定したか提示ください。
デマンド故障モデルを使用しない理由を提示ください。
露出データ（待機及び運転時間）の設

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確認のための質問

デルの適切性の確認項目
定根拠を提示ください。
評価で使用した米国データ及びその理由を提示ください。
試験、保守による待機除外確率の算出方法を提示ください。
② 復 旧 対 象 ・復旧できる機器及び機復旧を考慮した機器及び機器故障モ

機器、機器復器故障モードを選定しード、並びに選定理由を提示くださ

旧の評価方法て、モデル化しているい。

及び機器復旧こと。

復旧失敗確率の算出方法、並びに復失敗確率・復旧失敗確率の算出に旧失敗確率の算出に使用した情報に使用する情報は、プラプラントの運転経験を含んでいるこントの運転経験を含んとを提示ください。

だものであること。

外部電源復旧失敗確率の評価方法及び失敗確率を提示ください。
外部電源復旧失敗確率が炉心損傷頻度に及ぼす影響を提示ください。

③ 共 通 原 因 ・共通原因故障（CCF）

共通原因故障のモデル化の考え方を故障のモデルについては、冗長性の提示ください。

化の考え方

ある機器の動的な機能冗長性のある機器の動的な機能喪失喪失が全てモデル化さの共通原因故障が全てモデル化されれていること。ていることを提示ください。

(6) 人的過誤

使用した人的過誤の発人的過誤の発生確率の算出に使用しの評価

生確率は、原子炉施設たデータソースを提示ください。

① 人的過誤の運転経験を含むデーの発生確率

タから算出したもの、又は広く原子炉施設のPRA で使用しているものであること。

本 PRA における国内の人的過誤に関するデータの活用状況を提示ください。

② 人的過誤人的過誤の従属性が考

人間信頼性解析の実施手順を提示くの評価仮定

慮されていること。

ださい。
人的過誤事象の同定方法及び同定結果を提示ください。

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確認のための質問

デルの適切性の確認項目
同定した人的過誤のうち、評価から除外する基準を提示ください。
起因事象発生前、起因事象発生後、及び起因事象を引き起こす人的過誤事
象に対する人的過誤確率の評価手法を提示ください。
起因事象発生前の人的過誤評価及びと起因事象発生後の人的過誤評価の相違点を提示ください。
起因事象発生前の人的過誤事象を選定する際に、運転中の設備を対象としない理由を提示ください。
起因事象発生前の人的過誤事象の同定について、計装品等への校正過誤(CCF を含む)の取扱について提示ください。
起因事象を引き起こすサポート系の回復操作について提示ください。
起因事象を引き起こす操作で、「HPCF 電動弁手動全開閉試験における注入弁の微開操作失敗」についてこの操作の目的及び手順書の操作を提示ください。
起因事象を引き起こす HEP について、HPCF 電動弁開閉試験時微開操作の人的過誤率を、事故シーケンスの定量化において、どのように発生頻度に換算して評価したのか提示ください。
PRA で考慮された手順書に記載のない回復操作を提示下さい。

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デルの適切性の確認項目
起因事象発生前および起因事象発生後のサポート系の機能喪失回復操作について提示ください。
サポート系の機能喪失時の回復操作を人的過誤事象の検討対象から除外する理由を提示ください。
起因事象発生前の複数の手動弁の操作に対する従属性の評価方法を提示ください。
人的過誤の従属性の解析手法を提示ください。
CSP の非常用吸込ラインの手動弁 3弁の従属的な開忘れについて、どのように従属性を考慮したか提示ください。
サポート系の回復操作失敗と、起因事象発生後の操作間で従属性を考慮する理由を提示ください。
起因事象発生後の常設設備に対する緩和操作間の従属性について、複数回対応する操作についての従属性の評価方法を提示ください。
可搬式設備に係る現場作業と他の作業との従属性に関するデシジョンツ
リーを用いた解析について提示くだ
さい。
人的過誤評価におけるスクリーニングの考え及び用いたスクリーニング値を提示ください。
起因事象発生後の人的過誤事象に対するスクリーニング値の適用に関して考慮した以下の項目について提示ください。

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確認のための質問

デルの適切性の確認項目
分析方法
定性的観点の事故シーケンスへの影響評価方法
対象とした HEP および適用したス
クリーニング値
可搬式設備の人的過誤の評価方法を提示ください。
可搬式設備（消防車）の HEP の評価事例を提示ください。
実行失敗過誤に THERP 手法を用いる理由を提示ください。
検討した THERP による HEP の設定方法を提示ください。
HCR/ORE で使用するパラメータについて提示ください。
HCR/ORE を用いて評価した事例を提示ください。
CBDTM の概要及び評価事例を提示ください。
HCR/ORE と CBDTM における認知時間の取扱の相違について提示くだ
さい。
HRA Calculator において、THERPオミッションエラーの table を追加した理由を提示ください。
起因事象発生後の SLC 手動起動について、評価に用いたタイムウインド
及 び 時 間 パ ラ メ ータ を提 示 く だ さい。
SLC 手動起動について、本 PRA における HCR/ORE、CBDTM、THERP

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デルの適切性の確認項目による評価結果、並びに新規制基準適合性審査における評価結果との比較について提示ください。
③ 評価した

評価した結果、人的過評価結果の人的過誤の発生確率を提人的過誤の発誤の発生確率が10-6未示ください。

生確率及び不満になっていないこ

人的過誤の発生確率が 10-6 未満にな確実さと。っている人的過誤の取扱を提示くだ

人的過誤の発生確率のさい。

不確実さが設定されて人的過誤確率の評価における不確実いること。

さの設定方法を提示ください。
起因事象発生前の HFE の HEP について、手動弁の開け忘れ又は閉め忘れの PSF に関する、手順書の品質及び管理統制の品質の判断基準を提示ください。
下記の HEP に対する BHEP の感度が 大 き い と す る 根拠 を提 示 く だ さい。
緩和手段の失敗に直結する HFE
MCS 内の複数の HFE の組み合わせの中で、最初に登場する HFE
高圧注水系に係る HFE
Intervening Success が適用される
HFE
評価結果の人的過誤確率の一貫性の確認方法及び確認結果を提示ください。
CBDTM と HCR/ORE の手法の相違点を提示ください。
Pcog（認知失敗確率）の大小関係を分析している 4 つの HFE について、
CBDTM 及び HCR/ORE の Pcog の比較結果を提示ください。

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デルの適切性の確認項目
起因事象発生前 HFE 及び起因事象を引き起こす HFE の分析結果は、他の人的過誤評価についても当てはまるものか提示ください。
起因事象発生後の HFE のうち、上位にある HFE に関して上位になる理由を提示ください。
(7) 事 故 シ ー

レアイベント近似、上事故シーケンスの定量化方法（近似ケンスの定量限近似、その他の近似方法等を含む）を提示ください。

化方法、厳密解等で炉心定量化に用いた解析コード及びその① 炉心損傷損傷頻度を算出してい妥当性を提示ください。

頻度の評価

ること。

定量化に用いた打切り値及びその根国内の類似プラントの拠、並びに打切り値のサーベイ結果

PRA 結果又は、米国のを提示ください。

類 似 プ ラ ン ト の PRA 論理ループの削除方法について提示
結果と比較して大きなください。

差がある場合は、差異排反事象の取扱について提示くださの理由を分析している

い。

こと。

TQUV 及び TQUX シーケンスにおいて、原子炉減圧をどのようにモデル化しているか提示ください。
SSIE の評価について、起因事象と緩和 設 備 の 従 属 性 の評 価方 法 を 含 めて、評価の一連の流れを提示ください。
炉心損傷頻度に寄与が大きい炉心損傷クラス及び寄与が大きくなる理由を提示ください。
炉心損傷頻度に寄与が大きい起因事
象及び寄与が大きくなる理由を提示ください。
事故シーケンス別の最小カットセッ
ト 及 び 炉 心 損 傷 頻度 を提 示 く だ さ事象者 PRA モ 判断基準

確認のための質問

デルの適切性の確認項目
い。
上位 100 の最小カットセットの占める割合を提示ください。
主要なカットセットの内容を説明ください。
新 規 制 基 準 適 合 性審 査で 提 出 し た
PRA との結果の相違及びその理由を提示ください。
国内及び海外の類似プラントの PRAとの比較結果を提示ください。
② 重要度解FV 及び RAW を算出

起因事象発生頻度に関する重要度の析していること。

取扱を提示ください。
算出した FV 重要度及び RAW 重要度、並びにそれらに対する考察を提示ください。
FV 重要度と RAW 重要度のマトリックス及びそれに対する考察を提示ください。

③旧モデルと（その他）新モデルについて、旧モデルからの修正モデルの改訂箇所、改訂理由を提示ください。

比較新モデルにおけるモデル変更が、モデルの一貫性や整合性に及ぼす影響を提示ください。
新 モ デ ル に お け る PCV ベ ン ト のHEP 修正について、以下を提示くだ
さい。
操作手順の変更点と理由
HEP 評価の変更点
CDF に及ぼす影響
新モデルにおける HPIN 電動弁現場操作のモデル化について以下を提示ください。

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デルの適切性の確認項目
モデル化の変更点と理由
HEP 評価CDF に及ぼす影響
新モデルにおける RCIC 排気圧力高トリップインターロックバイパス操作の削除について、変更点及びその根拠、並びに CDF に及ぼす影響を提示ください。
新モデルにおける SSIE のモデル修正（HECW 喪失）について、モデル及びデータの変更点及びその根拠、並びに CDF に及ぼす影響を提示ください。
新モデルにおける SFP 側系統外流出における MUWC 代替注水の成功基準について、モデル変更点及びその根拠、並びに CDF に及ぼす影響を提示ください。
新モデルにおける格納容器外 LOCAのモデル修正について、モデル及びデータの修正点及びその根拠、並びに CDF に及ぼす影響を提示ください。
新モデル変更点に関する起因事象別の CDF の影響分析について、全 CDFへの寄与割合の評価方法を提示ください。
旧モデルと新モデルとの起因事象別の CDF の比較及びその考察を提示ください。
旧モデルと新モデルとの炉心損傷ク
ラス別の CDF の比較及びその考察を提示ください。

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デルの適切性の確認項目(8) 不確実さ

パラメータの不確実さ

不 確 実 さ 解 析 の 方法 を提 示 く だ さ

解析及び感度解析では、機器故障率い。

解析

データに合わせて知識知識の相関(SOKC)をどのように設① 不確実さの相関（SOKC）を設定定したか提示ください。

解析していること。

不確実さ解析結果及びその考察を提示ください。
不確実さ解析の収束性について提示ください。
不確実さ解析結果のエラーファクターが比較的小さい値になっている理由を提示ください。
主要シーケンス毎の不確実さ解析結果を実施している場合は、その結果を提示ください。

② 感度解析

炉心損傷頻度等に影響

感度解析を実施した項目及びその選す る RCP シ ー ル

定基準を提示ください。

LOCA モデル等の計算

感度解析候補のうち、感度解析からモデル、機器故障率、人除外した項目について、その除外理間信頼性解析等の感度由を提示ください。

解析を実施して、PRA感度解析を実施した項目について、モデルの感度を把握し感度解析結果及び考察を提示くださていること。

い。
電気品室の空調喪失時の扉開放の操作を提示ください。
中央制御室と電気品室の位置関係が判断できる図面を提示ください。

電気品室の空調喪失時の扉開放の操作の前に実施する、起因事象発生から給復水系に係る一連の操作につい事象者 PRA モ 判断基準

確認のための質問

デルの適切性の確認項目て提示ください。
扉開放操作失敗に対する HRA 評価
手法及び結果を提示ください。
扉開放操作失敗に対する HRA 評価
HRA Calculator の入力値とその根拠およびディシジョンツリーの分岐の設定とその根拠をご提示ください。
電気品室の温度が 55℃に達する時間の評価結果を提示ください。
電気品室の空調喪失時の扉開放について今後の取り扱いについて提示ください。
LPFL 注水により原子炉を満水にして格納容器熱除去を行う対策について提示ください。
HECW が喪失しても常用電源は健全であると考える理由について提示ください。
HEWC 喪失シーケンスにおいて、保守的なモデル化を行っていると考えているものがあれば提示ください。
炉心損傷頻度への寄与が大きい TWシーケンスに対して格納容器ベントの失敗確率等について感度解析を行わない理由を提示ください。
基本ケースと感度解析ケースにおける FV 重要度及び RAW 重要度の比較結果及び考察を提示ください。
補助文書（追加の質問）海外専門家によるピアレビューについて、レビューの概要、SR への適合状況、F&O、指摘された事項に対する事象者 PRA モ 判断基準確認のための質問

デルの適切性の確認項目反映予定等を説明ください。
最新の技術的知見の収集及び PRA への反映状況を提示ください。
PRA の文書化にあたり留意した点を提示ください。
日本原子力学会標準（レベル１PRA）への適合性に関するセルフチェック結果を提示ください。
PRA の定量化にあたり、先行 PRA 又は同型プラントの情報を使用している場合は、それを提示ください。
事故シーケンスの最終状態の分類について、レベル 2PRA への影響を考慮しているか提示ください。
システム信頼性モデルの妥当性確認方法及び事例を提示ください。
EPRI R&R workstation と CAFTA
コードとの関係について提示ください。
複数の因子による組合せの感度解析を実施していない理由を提示ください。
シフト交代間隔が人的過誤評価に及ぼす影響及びモデル化について提示ください。
CBDTM の認知失敗に対する過誤回復について提示ください。
低出力時の今後の取扱いについて提示ください。
炉心損傷クラス毎の FT による事故シーケンスの定量化モデルについて提示ください。

事象者 PRA モ 判断基準確認のための質問

デルの適切性の確認項目
定量化における成功分岐の取扱い方法について提示ください。
不確実さの影響を判断する基本的な基準を提示ください。
主要な不確実さ源について、今後の基本的な対応方針を提示ください。
大 LOCA 相 当 の 配 管 に お け る 小LOCA に係る仮定を採用しなかった場合の影響について提示ください。
機器故障率データにおける、国内データと国際的な一般データとで機器
バ ウ ン ダ リ が 相 違す るこ と に つ いて、今後の取り扱い方針を提示ください。
重要基事象であるか否かの判断基準及びその根拠を提示ください。
RCIC と HPAC の非信頼度の比較分析結果を提示ください。