事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答
2019年10⽉17⽇
四国電⼒株式会社
No.

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

質問
管理NO.

確認事項の質問事項

回答

1. 評価対象(4) 品質保証について
1① PRAの品質を確保する実施体制

1.(4)-1

貸与しているPRAモデルは、安全性向上評価届出・事業者の品質保証に対する実施体制を提 に向けて整備したものであり、安全性向上評価に示ください。
おけるPRAの実施に関する計画書において、PRAの検証要領及び実施体制を定めている。

② PRAのレビュー体
制

1.(4)-2

・事業者の品質保証に対するレビューの実
No.1回答に同じ。
施体制を提示ください。

2③ PRAのピアレ
3 ビューの内容とその方 1.(4)-3
法・事業者のPRAのピアレビュー実施の有無 伊方プロジェクトを通じ、海外のPRA専門家によとピアレビューを実施している場合、その るレビューを受けている。レビュー結果は、貸与
結果を提示ください。
資料のとおり。

2. 評価に必要な情報の収集及び分析
4
2.(1)-1(1) 設計情報、運転管
理情報(1) 設計情報、運転管理情報について
2015年4月時点の設計情報、運転管理情報に基づ・使用した設計情報等の入手日時を提示く
いて評価を実施している。
ださい。

52.(1)-2

・対象プラントの運転炉年を提示ください。

2.(1)-3

機器故障率データには、「故障件数の不確さを考慮した国内一般機器障率の推定（2016年6月）
・対象プラントの機器故障履歴を提示くだ JANSI(1982年度～2010年度29ヵ年56基データ)」をさい。
用いている。同データにおける故障履歴は、原子力施設情報公開ライブラリー(NUCIA)にて公開されており、伊方３号機の故障実績も含まれている。

(4) 緩和機能、緩和設
7 備及び重大事故等対処 2.(4)-1
設備等(4) 緩和機能、緩和設備及び重大事故等対処設備等
PRAで期待している設計基準事故対処設備及び重① 緩和設備について、設計基準事故対処 大事故等対処設備等の分類は、貸与資料に記載し設備及び重大事故等対処設備等の分類結果 ている。
を提示ください。

6

2016年3月31日までの評価対象プラントの運転炉年等の情報は、貸与資料に記載している。

出力運転時内的レベル1, 2PRAを目的としたプラ
ントウォークダウンは実施していない。起因事象の選定、人間信頼性評価等において、必要に応じてプラント職員への聞き取り調査を実施している。

No.8回答に同じ。

8(5)プラント・ウォーク
2.(5)-1
ダウン(5)プラント・ウォークダウン結果の確認。
① プラント・ウォークダウン実施の有無を提示ください。

92.(5)-2② プラント・ウォークダウンを実施している場合、実施目的と内容を提示ください。

102.(5)-3③ プラント・ウォークダウンを実施している場合、プラント・ウォークダンの反映 No.8回答に同じ。
事項を提示ください。

（1/28）

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2019年10⽉17⽇
四国電⼒株式会社
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確認事項の質問事項

回答

3. 炉心損傷頻度評価(1) 起因事象の選定及11 び発生頻度の評価
3.(1)-1① 起因事象の選定及びグループ化

内的事象PRAにおいては、静的機器である伝熱管の複数本が同時に破断する可能性は小さく、破断する伝熱管本数の増加に伴い、発生頻度は低減す
b. 炉心損傷に至る事象の選定ると考えられる。また、数本程度の破断であれ
b-2. SGTRについての確認事項
・蒸気発生器の伝熱管破損として、伝熱管 ば、操作に対する余裕時間は厳しくなるものの、一本の完全両端破断のみ想定した理由を提 基本的に1本破断を想定している既存のイベントツ
示ください。
リーで評価でき、1本破断から得られる結果と有意な差はないと判断できる。以上を踏まえ複数本の破断については評価対象から除外している。

12b-4. 主蒸気隔離弁の誤閉止についての確認 起因事象発生後に原子炉トリップに失敗して事項
ATWSに至った場合に、炉心損傷防止の観点で期待・主蒸気隔離弁の数によって「主蒸気隔離
する緩和設備が異なるため、起因事象を使い分けてい弁の誤閉止」の起因事象を分けている理由
る。
を提示ください。

13

3.(1)-2

3.(1)-3

原子炉トリップ直後の主蒸気ダンプ弁による蒸気放出ついては、いずれの起因事象においても、ク・PRAのモデル化で、主蒸気ダンプ弁にクレジットを取っていない。
レジットを取っている理由を提示ください。
一方、蒸気発生器による冷却時については、当該設備にクレジットを取っている。

14

3.(1)-4

15

3.(1)-5b-7. 制御用空気系の部分喪失についての確認事項
当該事象の定義については、貸与資料に記載して・制御用空気系の部分喪失が発生する事象 いる。
を具体的に提示ください。
b-8. 制御用空気系の全喪失についての確認事項
No.14回答に同じ。
・制御用空気系の全喪失を想定している事
象を具体的に提示ください。

③ 起因事象の発生頻度
16 の評価3.(1)-6

システム信頼性解析または運転実績を用いて起因事
象発生頻度を推定している。前者は、プラント固有の設計が発生頻度に大きく影響する起因事象に対して
a. 各起因事象の発生頻度の評価方法及びそ 適用し、それ以外の起因事象に対して後者を適用しての根拠いる。
(a)発生頻度の評価方法にはいくつかの方法があるが、各評価方法の選定理由を提示 運転実績を用いて発生頻度を推定する場合の考え方は次の通りである。
ください。
① 国内で発生実績のある起因事象については、国内の運転実績のみで発生頻度を推定。
② 国内で発生実績のない起因事象については、国
内及び米国の運転実績で発生頻度を推定。

(2) 成功基準の設定
17② 成功状態の定義

・安定状態の定義（高温停止、低温停止等）を提示ください。

3.(2)-1（2/28）「事象発生後に何らかの緩和手段により炉心の崩壊熱除去が維持され、プラントの停止状態に係わらず、1次冷却系の温度および圧力が一定または低下傾向で安定している状態」を安定状態と定義している。

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18

3.(2)-2

余熱除去運転により安定的に崩壊熱を除去できる状態を長期安定冷却の終状態と設定している。余熱除去
運転の失敗、余熱除去運転への移行に失敗、または、
1次冷却材圧力バウンダリ機能喪失の場合には、蒸気発生器を用いた2次系冷却により安定的に崩壊熱を除・各起因事象で使用している安定状態を提 去できる状態（長期冷却に必要な2次系水源の確保を含む）、または再循環運転（安定的な炉心への注入及示ください。
び格納容器除熱手段が確立された状態）の確立をもって長期に渡る炉心冷却が可能な状態と判断し、それらの状態を安定状態としている。
このように、各起因事象に対して1つの安定状態を設定しているものではなく、事故シナリオよって安定状態の達成方法は異なる。

19③ 起因事象ごとの成功
3.(2)-3
基準・起因事象ごとに、必要な緩和設備の最小 各起因事象に対して、必要となる緩和設備の最小限の系統数及び機器等の作動数を提示くだ 限の系統数及び機器等の作動数は貸与資料に記載
さい。
している。

20

3.(2)-4⑥ 緩和機能の継続を
21 必要とする時間（使命 3.(2)-5
時間）

22 ⑦その他

23

3.(2)-6

3.(2)-7(3) 事故シーケンスの分析
24
3.(3)-1④ イベントツリーの構
造の根拠

・また、その根拠データを提示ください。

成功基準の設定に用いた根拠は、貸与資料に記載している。

内的事象出力時レベル1PRAで期待している緩和・使命時間として設定している時間とその設備に対して設定した使命時間及びその根拠は貸根拠を提示ください。
与資料に記載している。

a.各成功基準におけるSA対策設備の目的・PRAでモデル化している重大事故等対処 設計基準事故対処設備以外でPRAで期待している設備は、貸与資料に記載している。
設備、多様性設備等を提示ください。

PRAで期待している緩和設備は設置許可向けに実・上記で、PRAでモデル化した設備は、対施した許認可解析、既に国内規制機関向けに実施
策設備としてクレジットを取れる理由を提した解析、PRAのために実施した成功基準解析等
示ください。
によって有効性が確認されている設備である。
・イベントツリーについて、代表的なイベ
ントツリーを用いて、構成、順番等の構造
No.53回答に同じ。
を説明ください。

3.(3)-2

・共通事項
設置変更許可申請向けに実施した重要事故シーケン
イベントツリーにおいて炉心損傷に至る事
ス選定のためのPRAと同様に、最初に故障した設計基
故シーケンスを事故シーケンスグループに
準事故対処設備の観点で事故シーケンスグループを分類する方法に提示ください。
分類している。

26

3.(3)-3

複数の事故シーケンスグループに該当する
No.25回答に同じ。
場合の分類方法について提示ください。

27 a. 大破断LOCA

3.(3)-4

・高圧再循環の分岐で想定している機器の 高圧再循環の分岐で想定している機器の故障は、故障を提示ください。
貸与資料に記載している。

3.(3)-5

伊方3号機の大破断LOCAでは、格納容器スプレイ
ポンプを用いた代替再循環と、格納容器再循環サ・代替再循環で使用する機器、配管ルート
ンプ隔離弁B隔離弁バイパス弁を用いた2つの代替等を提示ください。
再循環をモデル化し、それぞれで使用する機器や配管ルートなどは貸与資料に記載している。

25

28⑤ 事故シーケンスを展開（3/28）

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29

b.加圧器逃がし弁、安3.(3)-6
全弁LOCA・起因事象「小破断LOCA」との違いを提 加圧器逃がし弁／安全弁LOCAと小破断LOCAと示ください。
では、炉心注入に関連する成功基準が異なる。

30

3.(3)-7

補助給水による2次系冷却失敗後のフィードアンドブ
・加圧器逃がし弁強制開を想定している理
リード操作のため、加圧器逃がし弁強制開を想定して由を提示ください。
いる。

31 c. 極小破断LOCA

3.(3)-8・2次系冷却について各ヘディングの成功 2次系冷却の各ヘディングの成功基準は貸与資料に基準を提示ください。
記載している。

3.(3)-9・RHR運転に失敗して2次系純水タンクへ 2次系純水タンクへ水源を切替えることにより、内的事の切替えで炉心損傷回避としているが、以 象PRAの使命時間として使用している24時間に渡っ下の理由から最終的な安全停止の状態では て、蒸気発生器への給水が可能となるため、成功シーないと考えられるが、炉心損傷回避できる
ケンスとして扱っている。
理由を提示ください。
2次系純水タンクも有限の容積である。 また、伊方3号機においては補助給水のみで低温停止
補助給水のみで低温停止への移行、保持 へ移行、保持可能であると考えている。
が可能か？

3.(3)-101次系からの漏えい停止後、充てん系により1次系満水・この状態の時、原子炉はどのような状態状態が回復し、蒸気発生器により安定的に崩壊熱がにあるのか、提示ください。
崩壊熱が除去されている状態である。

3.(3)-11

・イベントツリーが「インターフェース
成功基準が異なるため、異なるイベントツリーで評価しLOCA(RHR系)」と全く同じであるが、事ている。
象の違いを提示ください。

3.(3)-12

インターフェースシステムLOCA（上記以外）は緩和手・緩和設備が何もないイベントツリーに段に期待できる起因事象であるが、全炉心損傷頻度なっているが、緩和設備がない理由を提示 や全格納容器機能喪失頻度に占める割合が小さいたください。
め、本評価では、緩和系に期待せず、炉心損傷直結事象として扱っている。

g.１次冷却材ポンプ封36
3.(3)-13
水リーク

最初に登場する「高圧注入」は流出した1次冷却材の・「高圧注入」が２回出てくるが、このイインベントリ補給を目的した緩和手段であり、2度目にベントツリーにおけるモデル化の考え方を登場する「高圧注入」はフィードアンドブリードの一環で提示ください。
期待する緩和手段である。

37 h.主給水流量喪失

加圧器逃がし弁や安全弁の作動を引き起こす圧力上・主給水流量喪失時に加圧器逃がし弁及び 昇の有無については、設置許可向けに実施した添付
安全弁の作動の有無とその理由を提示くだ
書類十に記載の許認可解析（2.3.4 主給水流量喪さい。
失）に基づいて設定している。

32

d.インターフェース
LOCA(RHR系)

33

34

e.インターフェース
LOCA(CVCS)

f.インターフェース
35
LOCA(上記以外)

3.(3)-14

炉心損傷後に発信するS信号による自動起動のみを期待し、手動起動には期待していない。

38

3.(3)-15・低圧注入の起動信号は何を想定しているのか提示ください。手動起動の場合、運転
本分岐は炉心損傷防止の観点ではなく、プラント手順書の有無を提示ください。
損傷状態（PDS）分類（RWST水の格納容器内への輸送）のために設定している分岐である。

（4/28）

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3.(3)-16

フィードアンドブリード開始後は格納容器内圧力が上昇するものの、格納容器内圧力が格納容器ス
プレイ信号の設定圧力に到達する前に、RHR運転
・フィードアンドブリード運転後RHR運への移行が可能となる。RHR運転への移行後は転を行う場合には格納容器の除熱を必要としていないが、その理由を提示ください。 RHR運転により継続的な崩壊熱除去が可能であり、更なる格納容器内圧力の上昇には至らないことから、本事故シナリオでは格納容器の機能維持の観点で格納容器除熱をモデル化していない。

3.(3)-17

フィードアンドブリードによって、RHR運転に移行でき
・フィードアンドブリード運転後RHR運るプラント状態に到達するまでの期間、RWSTの保有
転を行う場合には高圧再循環を必要として水だけで1次系に継続して炉心注入できることを確認しいないが、その理由を提示ください。
ている。

j. 主蒸気隔離弁の誤閉
41 止（1弁或いは2弁、全 3.(3)-18弁）

・「1弁或いは2弁」と、「全弁」のイベン
No.12回答に同じ。
トツリーの相違を提示ください。

42 l. 主給水管破断

3.(3)-19

格納容器外の破断と比較して、格納容器内の破断の・格納容器外の主給水管破断を想定してい方が事象緩和の観点で厳しいことから、格納容器内のない理由を提示ください。
破断で代表している。

3.(3)-20

主給水管破断や主蒸気管破断でモデル化している「主蒸気隔離」に失敗した場合には、全ての蒸気発生器が減圧状態となり、破断口から無制限に蒸気放出が継続して1次系の過冷却状態が継続することから、再・主給水管破断及び主蒸気管破断において、主蒸気隔離又は主給水隔離失敗におけ 臨界防止の観点で高圧注入によるほう酸注入を必須とる高圧注入系失敗時は、再臨界の可能性が している。高圧注入によるほう酸注入に失敗した場合ある為、炉心損傷としているが、その理由 には、原子炉出力の抑制ができず再臨界に至る可能を提示ください。
性がある。従い、「主蒸気隔離」に失敗して1次系の過冷却状態が継続時に高圧注入系に失敗した場合は、再臨界の可能性を考慮して炉心損傷に至るとしている。

44

3.(3)-21

設置許可向けに実施した添付書類十に記載の許認可
解析を参考に、主給水管破断は加熱事象、主蒸気管・過冷却事象と過圧事象が混在していない
破断は過冷却事象として扱っている。また、いずれのか？両者は整理されているか、整理結果を事象においても、主蒸気隔離に失敗した場合には、破提示ください。
断口から無制限に蒸気放出が継続することから、過冷却事象として扱っている。

m. 主蒸気管破断（主45 蒸気隔離弁上流、下流）

3.(3)-22

・ヘディングで示されている「主蒸気隔離」の内容を提示ください。

43

46

n. 蒸気発生器伝熱管破3.(3)-23
損

主蒸気隔離弁やその下流に設置されている逆止弁による隔離に失敗して、破断ループだけでなく、健全ループからの無制限な蒸気放出が発生した場合を、「主蒸気隔離」失敗としてモデル化している。

・「1次系と2次系の均圧化」の操作内容を 期待している操作については、貸与資料に記載している。
提示ください。

（5/28）

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3.(3)-24

確認事項の質問事項

回答「1次系と2次系の均圧化」は設置許可向けに実施した添付書類十に記載の許認可解析（3.4.2 蒸気発生器
伝熱管破損）に関連し、1次系圧力を破損側蒸気発生・ヘディングで示されている「1次系と2次 器圧力近傍まで低下させることで漏えいを停止させる
系の均圧化」と、それ以降のヘディングで ことを想定している。一方、「高圧注入」～「安全注入制
示されている「高圧注入」～「安全注入制 御」については、破損側蒸気発生器の隔離に失敗したシナリオであり、RHR運転への移行までを想定し、1次御」との相違を提示ください。
系を大気圧近傍まで低下させることで漏えいを停止させることを想定している。それぞれのシナリオにおいて、参照する事故時手順書が異なる等の理由により、異なるヘディングを設定している。

「事象発生後に何らかの緩和手段により炉心の崩
壊熱除去が維持され、プラントの停止状態に係わらず、1次冷却系の温度および圧力が一定または低下傾向で安定している状態」を安定状態と定義し
ている。

48

3.(3)-25

本事故シナリオにおいては、内的事象PRAの使命
・事故シーケンス#1は、「補助給水成時間である24時間の安定冷却を維持するために功」、「破損SGの隔離」、「1次系と2次は、RHR運転に移行、または、2次系純水タンク
系の均圧化」で、この事故シーケンスを安に水源を切り換える必要がある。
定状態としている理由を提示ください。
他のシナリオにおける安定状態のモデル化とは異なり、本事故シナリオでは漏えい停止により水源切り替えまでの時間余裕が十分にあることから、これらの失敗確率は有意ではないと判断し、「1/2次系の均圧化」の失敗までをモデル化対象としている。

49

50 o. 外部電源喪失

51

3.(3)-26「事象発生後に何らかの緩和手段により炉心の崩壊熱除去が維持され、プラントの停止状態に係わらず、1次冷却系の温度および圧力が一定または低下傾向で安・フィードアンドブリードを継続する事故 定している状態」を安定状態と定義している。
シーケンスが成功となっているが、この事
故シーケンスを安定状態としている理由を破損SGの隔離に成功しているため、フィードアンドブ
提示ください。
リード時の加圧器逃し弁を用いた1次系の減圧により破損側蒸気発生器への1次冷却材の流出が防止され、再循環により継続的に崩壊熱を除去することができ安定状態が達成される。
LOOP-AとLOOP-Bでは、事象進展が異なることか
ら、同じヘディングの順番とするとETの構造が煩雑となるため、ETをコンパクト化するためにヘディングの順
番を変更している。

3.(3)-27

・LOOP-A とLOOP-Bでヘディングの順
番が異なっている理由を提示ください。

3.(3)-28「CCW再起動」の成否により、その後の事象進展
・DG確立、短時間の電源回復後に「CCW が異なることから、「CCW再起動」のヘディング
再起動」というヘディングがあるが、他の を設定している。それ以外のサポート系の再起動
サポート系の再起動は必要ない理由を提示 は成否がその後の事象進展に影響しないことかください。
ら、FTで再起動失敗のシナリオをモデル化している。

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質問
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回答

3.(3)-29

号機間電源融通、電源車はモデル化していない。
・号機間電源融通、電源車のPRAでのモデ
PRAで期待する緩和設備の選定過程は、貸与資料
ル化の有無とその理由を提示ください。
に記載している。

3.(3)-30

・本イベントツリーでは「蓄圧注入」は、 イベントツリーにおいて各緩和系は基本的に時系列順「低圧注入」或いは「高圧注入」とは離れ に並べられるが、LOOP-Bのイベントツリーにおいて高て単独で用いられている。他の起因事象と 圧注入及び低圧注入と蓄圧注入との間には時系列的の違いを提示ください。
に関係がないため、離れた位置に設定している。

3.(3)-31

・2次系冷却からのRHR運転の失敗、F&B
運転からのRHR運転失敗でも成功となっNo.17回答に同じ。
ている事故シーケンスがある。この事故
シーケンスを安定状態としている理由を提示ください。

3.(3)-32

炉心損傷に続く原子炉容器破損後、低圧注入の作・高圧注入失敗の後に低圧注入のヘディン 動有無で格納容器の状態が変化することから、
グがあり、1次系の減圧手段がない場合に PDS分類の観点で設けた分岐である。
も分岐している。この分岐の理由を提示く 炉内溶融デブリにより原子炉容器が破損することださい。
による1次系の減圧を想定しており、減圧操作は伴
わない。

56

p. 制御用空気の部分喪3.(3)-33
失、全喪失

・配管破断は部分喪失に含まれると思われるが、破断箇所によっては加圧器逃がし弁1基への供給が不能となり、フィードアン 貸与資料に記載のとおり、機器や配管からの外部リー
ドブリードの成功基準を満たさないと思わ ク（配管破断）は評価対象外としている。
れるが、成功基準で満たすとした理由を提示ください。

57

3.(3)-34

・イベントツリーにトレインA、Bの隔離に対応するヘディングがない理由を提示く No.56回答に同じ。
ださい。

58

3.(3)-35

・SA対策として考えている代替制御用空SA対策として整備した代替制御用空気補給はモデ
気供給のヘディングがない理由を提示くだ
ル化していない。
さい。

59

3.(3)-36

・空気だめのクレジットの有無とその理由
空気だめのクレジットは考慮していない。
を提示ください。

60

3.(3)-37

・空気だめのクレジットは考えている場合には、各操作における制御用空気の消費量 No.59回答に同じ。
を提示ください。

52

53

54

55

貸与資料に記載のとおり、機器や配管からの外部リー
ク（配管破断）は評価対象外としている。

61

3.(3)-38・破断箇所と隔離方法が、タービン動補助
給水ポンプの流量制御に及ぼす影響の有無 また、タービン動補助給水ポンプの流量制御弁についとその理由を提示ください。
ては、隔離有無に関わらず、制御用空気圧縮機A, Bのいずれからも圧縮空気の供給が可能である。

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回答62

3.(3)-39

・「加圧器逃がし弁／安全弁の開固着」の事故シーケンスで、この事故シーケンスのNo.30回答に同じ。
展開の中で加圧器逃がし弁強制開が出てくる理由を提示ください。

63

3.(3)-40

・「加圧器逃がし弁／安全弁の開固着」の「加圧器逃がし弁強制開」に対応する運転手順書
事象時に、「加圧器逃がし弁強制開」に対は整備されている。
応する運転手順書の有無を提示ください。

q. 原子炉補機冷却水系
64 の部分喪失（AorB、 3.(3)-41
C）、全喪失・ヘディング「CCWの健全性」の内容を提示ください。

65

3.(3)-42

・部分喪失にヘッダの隔離操作のヘディン ヘッダの隔離操作はCCWのフォールトツリーでモグがない理由を提示ください。
デル化している。

3.(3)-43

設置変更許可申請向けに実施したSA有効性評価における「外部電源喪失時に非常用所内交流動力電源が喪失し，原子炉補機冷却機能が喪失する事・全喪失の#1の事故シーケンスを安定状態 故」にて成立性を確認している。
としている理由を提示ください。
（伊方発電所 原子炉設置変更許可申請書 添付書類
十 7.1.2項 第7.1.2.29図及び第7.1.2.30図（平成27年7月15日許可））

3.(3)-44

・原子炉補機冷却系の部分喪失、全喪失時には他のサポート系も片トレイン或いは両 起因事象の発生要因となった機器によってサポー
トレイン使用不能になると考えるが、この トされている補機は、期待できないとして評価し影響はどのように考慮されているのか提示 ている。
ください。

66

67

CCW系の成否により、その後の事故シナリオで期待す
る緩和設備が異なるため、これを判断するために設定しているヘディングである。

68

r. 原子炉補機冷却海水
3.(3)-45
系の部分喪失、全喪失

・原子炉補機冷却海水系の部分喪失、全喪
失時には他のサポート系も片トレイン或いは両トレイン使用不能になると考えられる No.67回答に同じ。
が、この影響はどのように考慮されているのか提示ください。

69

s. 安全系高圧交流母線
3.(3)-46の部分喪失、全喪失

貸与資料に記載のとおり、起因事象の発生要因と・安全系高圧交流母線の部分喪失、全喪失
なった機器によってサポートされている補機は、で、停止する補機を提示ください。
全て停止する。

70

3.(3)-47

結果への寄与が有意でない起因事象「安全系高圧交・全喪失にRCP封水LOCAのヘディングが 流母線の全喪失」では、CCW全喪失に至るシナリオをない理由を提示ください。
炉心損傷として扱っているため、RCP封水LOCAのヘディングを設定していない。

71

t. 安全系低圧交流母線
3.(3)-48の部分喪失、全喪失

・安全系低圧交流母線の部分喪失、全喪失
No.69回答に同じ。
で、停止する補機を提示ください。

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回答

3.(3)-49

起因事象「安全系低圧交流母線の部分喪失」では、保・プラントの事故シナリオとしては、どの 安規定逸脱による手動停止を想定している。また、起ような事象を想定しているのか提示くださ 因事象「安全系低圧交流母線の全喪失」では、440V
い。
交流母線によって給電されている機器の停止によって引き起これる事象を外乱として想定している。

y. 安全系直流母線の部
3.(3)-50
分喪失、全喪失起因事象「安全系直流母線の部分喪失」では、保安規
定逸脱による手動停止を想定している。また、起因事・発生する事故シナリオを提示ください。 象「安全系直流母線の全喪失」では、直流母線によって給電されている機器の停止によって引き起これる事
象を外乱として想定している。

z. 安全系計装用母線の74
3.(3)-51
部分喪失、全喪失

起因事象「安全系計装用母線の部分喪失」では、保安規定逸脱による手動停止を想定している。また、起因・発生する事故シナリオを提示ください。 事象「安全系計装用母線の全喪失」では、計装用母線
によって給電されている機器の停止によって引き起これる事象を外乱として想定している。

72

73

75

3.(3)-52

ab. 安全補機開閉器室
76 空調系の部分喪失、全 3.(3)-53
喪失

77

ac. 空調用冷水系の部
分喪失、全喪失78

79 ae. ATWS1,ATWS280

封水注入及びサーマルバリア冷却に失敗した場合に・部分喪失、全喪失とも封水注入及びサー は、必ずRCP封水LOCAが発生することを想定していマルバリア冷却の項目に、RCP封水LOCA るため、RCP封水LOCAのヘディングは設定していなのヘディングがない理由を提示ください。 い。

・部分喪失、全喪失とも封水注入及びサー
マルバリア冷却の項目に、RCP封水LOCA No.75回答に同じ。
のヘディングがない理由を提示ください。

3.(3)-54

・部分喪失及び全喪失で発生するシナリオ いずれの起因事象についても、空調系設備が機能喪は何か提示ください。
失したことによる手動停止を想定している。

3.(3)-55

・部分喪失、全喪失とも封水注入及びサー
マルバリア冷却の項目に、RCP封水LOCA No.75回答に同じ。
のヘディングがない理由を提示ください。

3.(3)-56

イベントツリーATWS1やATWS2で期待している緩和設備で炉心損傷を防止できる起因事象については、・ATWSとして分類している分類方法につ ATWS1またはATWS2で炉心損傷頻度を算出している。それ以外の起因事象については、当該起因事象
いて提示ください。
において原子炉トリップ失敗による事故シーケンスの炉
心損傷頻度を評価している。

3.1-(7)

安全補機開閉器室空調系は2系統の空調ファン、空調
ユニット等で構成され、両系統共に100％容量で、安全補機開閉器室Ａ及びＢへの冷却空気の供給が可能な設計となっている。通常は、片系が運転状態、もう片3(1)③ 起因事象の発生頻度の評価
安全補機開閉器空調系の全喪失が部分喪失 系が待機状態であり、運転状態にある1台のファンで安より大きくなっている。この理由を提示くださ
全補機開閉器室A及びBに冷却空気を供給しているとい。
いう設計の特徴によって、安全補機開閉器空調系の部分喪失と比較して、安全補機開閉器空調系の全喪失の方が発生頻度が大きくなっている。

（9/28）

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答
2019年10⽉17⽇
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管理NO.

確認事項の質問事項

回答

81③ 緩和設備に要求され3.(4)-1
る機能の喪失原因

・システム非信頼度を計算する際のサポート系
当該システムに成功するためには、当該系統だけでなの扱いについて、システムの非信頼度を計算
く、サポート系設備にも成功する必要があるため、シスする際にサポート系を含めて計算する方法はテムの非信頼度を評価する際には、サポート系設備も統一されているのか、サポート系の取り扱い方
含めることで統一している。
を提示ください。

82③ 緩和設備に要求され3.(4)-2
る機能の喪失原因

・システム非信頼度を計算する際の人的過誤 システム非信頼度を計算する際には、当該システムにの扱いの考え方を提示ください。
関連する人的過誤のみを評価している。

83 a.電源系

3.(4)-3・使命時間を24時間としているが、フロントライ
ン系との整合性が取れている根拠資料を提示 使命時間の考え方は、貸与資料に記載している。
ください。

84 a.電源系

3.(4)-4

・所内単独運転の可能性についてはどのように考えているのか、考え方を提示ください。

85 a.電源系

3.(4)-5・非常用ディーゼル発電機の継続運転失敗に非常用ディーゼル発電機の継続運転失敗には共通原は共通原因故障を仮定していない理由を提因故障をモデル化している。
示ください。

3.(4)-6

・ミニマルカットセットの内訳を見ると故障の要素として非常用ディーゼル発電機本体とダン 給気ファンやその制御回路故障はモデル化している
パの制御回路しか出てこない。吸気ファンや が、その故障率が小さいために最小カットセットの上位
その制御回路の故障が出てこない理由を提示 に登場していない。
ください。

87 a.電源系

3.(4)-7・非常用ディーゼル発電機のバウンダリによれ
非常用ディーゼル発電機の投入遮断機はモデル化しば、投入遮断器は非常用ディーゼル発電機ているが、その故障率が小さいために最小カットセットのバウンダリ外であるが、故障モードとして展の上位に登場していない。
開していない。この理由を提示ください。

88 a.電源系

3.(4)-8・燃料貯蔵タンクが故障モードとして、展開されていない理由を提示ください。

89 a.電源系

3.(4)-9・非常用ディーゼル発電機の起動信号につい 作動要求があった場合の不作動のみをモデル化し、て、誤動作をモデル化しているが、不動作を 作動要求がない場合の誤動作はモデル化していないモデル化していない理由を提示ください。

90 b. 原子炉停止系

3.(4)-10

制御棒挿入失敗の評価に使用している故障率には国内プラントの故障実績を基にした機器故障率データを採用している。本データにおける制御棒挿入失敗の故・制御棒挿入失敗確率について
障率は、“挿入要求時に制御棒の挿入に失敗する故
時間当たりの挿入失敗確率から算出されて障”の発生件数と総待機時間に基づき算出した時間故
いるが、時間当たりの挿入失敗確率とはどのような物理的な意味を持つのか、提示ください。 障率である。故障発生件数はデマンド的要素と待機中
故障の要素に分けて集計したものではないことから、この時間故障率により算出される制御棒挿入失敗確率
は両故障要因を含むものである。

91 b. 原子炉停止系

3.(4)-11

時間当たりの挿入失敗確率の出典を提示く 出典は、「故障件数の不確実さを考慮した国内一般機
器故障率の推定」（2009年5月）である。
ださい。

92 b. 原子炉停止系

3.(4)-12

3か月ごとに挿入に係る健全性の試験が行プラントの運転に大きな影響がない範囲で制御棒の実われるとされているが、どのような試験が行わ 動作を行い、健全性を確認している。
れるのか、提示ください。

86 a.電源系（10/28）

評価においては、最も厳しい条件を想定し、所内単独運転に期待しないこととしている。

燃料貯蔵タンクの扱いは、貸与資料に記載している。

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2019年10⽉17⽇
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93 b. 原子炉停止系

3.(4)-13

挿入失敗は完全独立とされているが、挿入 制御棒案内管の変形等の静的要因による制御棒の適切な位置まで挿入されないことを想定している。
失敗の主要因を提示ください。

94 b. 原子炉停止系

3.(4)-14・アプリケーションソフトウェアの共通原因故障
検出器によって処理に用いる計器ラックが異なるため、でCCF1とCCF2とは何を指すのか、提示くだCCF1とCCF2を使い分けている。
さい。

95 c.信号系

3.(4)-15

・電動、タービン動補助給水ポンプ起動信号 PRAモデル上、AトレンとBトレンでは、電源系の一部
で、AトレインとBトレインの信頼性がわずかに に相違があることから、各トレンの信頼性が異なってい異なる。この相違の理由を提示ください。
る。

3.(4)-16・使命時間は24hを仮定しているが、一部の機機器によって使命時間が異なり、長期的な圧縮空気供器は原子炉トリップ直後の短時間作動、又は、 給を必要とする機器も存在することから、機器ごとに使
空気だめによる一時的な動作があると考えら
命時間を使い分けることはせず、一律24時間の使命
れるが、どのような状況を想定して使命時間は時間を設定している。
24hとしているか、理由を提示ください。

97 e. 制御用空気系

3.(4)-17・窒素ボンベの接続による制御用空気の補給
もSA対策として考えられるが、このようなSA対 SA対策として整備している窒素ボンベの接続による制策のPRAモデルとしての取り扱い方を提示く 御用空気の補給はモデル化していない。
ださい。

98 e. 制御用空気系

3.(4)-18・主蒸気隔離弁、主蒸気ダンプ弁等で一部の同一の非信頼度であるため、代表機器に対する非信弁しか記載がないものがあるが、記載の省略
頼度のみを記載している。
の考え方を提示ください。

99 e. 制御用空気系

3.(4)-19

・加圧器逃がし弁で、AとBの非信頼度が微妙 制御用空気圧縮機3Aと3Bの初期条件の違いによるもに異なるが、この理由を提示ください。
のである。

100 g. 原子炉補機海水系

3.(4)-20・通常運転時の運転ポンプとS信号により自動 通常時、海水ポンプA及びCが運転状態、海水ポンプ
起動するポンプについて、記載内容とFTとの B及びDが待機状態であることを初期条件としたモデ関係を提示ください。
ルを作成している。

96 e. 制御用空気系

システム信頼性解析書で記載対象としているFT解析
は、事故シーケンス解析で期待している全ての状態を文書化しているものではない。

101 g. 原子炉補機海水系

3.(4)-21

事故シーケンスの定量化では、事故シナリオ上で想定している全ての状態を考慮して計算を行っている。しか・再循環時の非信頼度にS信号発信時と外部し、フォールトツリーの条件は事故シーケンスによって電源喪失時がない理由を提示ください。
様々に変わるため、代表的な状態のみを文書化している。
このため、FT解析結果を文書化していない条件における事故シーケンスの定量化についても、適切に評価している。

102 g. 原子炉補機海水系

3.(4)-22

通常時、AヘッダとBヘッダが完全に分離されている海水系の成功基準は「各ヘッダ2台中1台以上の海水ポ・ミニマルカットセットは電源系がほとんどであり、海水系の機器がほとんど含まれていない。 ンプにより、海水供給が可能であること」である。これにより、高圧母線の片トレンが喪失した場合、当該トレン
この理由を提示ください。
側の海水ポンプは2台とも機能喪失するため、電源系の故障が上位の最小カットセットに登場している。

（11/28）

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確認事項の質問事項

回答

3.(4)-23

外部電源喪失時には、故障確率の高い非常用ディー
ゼル発電機の単独故障によって片トレンの機能喪失に・外部電源喪失時を除き、片トレインの非信頼至るが、外部電源喪失以外では、非常用ディーゼル発
度が非常に低い。この理由を提示ください。
電機の単独故障のみでは機能喪失に至らないことから、非信頼度が低い。

104 h. 原子炉補機冷却水系 3.(4)-24

・必要なポンプ、熱交換器の運転台数の成功 原子炉補機冷却水ポンプ流量と原子炉補機冷却水系基準の根拠を提示ください。
の流量負荷表を用いて、成功基準を設定している。

105 h. 原子炉補機冷却水系 3.(4)-25

・RHR運転時での成功基準とその根拠を提示
No.104回答に同じ。
ください。

106 j. 高圧注入系（注入時） 3.(4)-26

1次系高圧時においては、炉心への注入流量が低下
・流量計オリフィスが1基の故障で高圧注入系 するため、燃料取替用水タンクへの循環運転が必要で故障となっているが、設計の考え方を提示くだ ある。この際、当該オリフィスが閉塞した場合には、燃さい。
料取替用水タンクへの循環運転に失敗するため、高圧注入ポンプの故障による系統機能喪失に至る。

103 g. 原子炉補機海水系

107k.高圧注入系（再循環時）

108 l. 蓄圧注入系

当該オリフィスが設置されているラインは、再循環段階
では隔離されているため、高圧再循環の失敗要因ではない。

3.(4)-27

・流量計オリフィスの故障は高圧再循環の故障としているが、この理由を提示ください。

3.(4)-28

・蓄圧注入系の成功基準の根拠を提示くださ 成功基準解析やSA有効性評価に基づいて、成功基い。
準を設定している。

109

m. 低圧注入系（注入時）

3.(4)-29

設置許可向けに実施した添付書類十に記載の許認可・大破断LOCAの成功基準の根拠を提示くだ
解析（3.2.1 原子炉冷却材喪失）及び成功基準解析
さい。
に基づいて、成功基準を設定している。

110

m. 低圧注入系（注入時）

3.(4)-30

・中破断LOCAの成功基準の根拠を提示くだ
成功基準解析に基づいて、成功基準を設定している。
さい。

111

m. 低圧注入系（注入時）

3.(4)-31

・破断LOCAの成功基準の根拠を提示ください。

112

m. 低圧注入系（注入時）

3.(4)-32

2次系による減圧で、期待している減圧の程 成功基準で想定しているポンプの台数により、炉心注入が可能となる程度の減圧である。
度と注入流量の関係を提示ください。

113

n. 低圧注入系（再循環
3.(4)-33
時）

・成功基準の根拠を提示ください。

114

n. 低圧注入系（再循環
3.(4)-34
時）

・RHR熱交出口弁開操作失敗について、ミニ 当該弁の開操作失敗は、低圧再循環に係る人的過誤
マルカットセットの結果を見ると電動弁の開操 に含めてモデル化している。
作失敗がない。この理由を提示ください。

n. 低圧注入系（再循環
3.(4)-35時）

サンプ隔離弁の開操作に失敗した場合、開操作に失敗した再循環ラインを用いた全ての再循環運転に失敗
・サンプ隔離弁の開操作失敗について、フォールトツリーでのモデル化の理由を提示く する。2つのサンプ隔離弁の開操作は同時に実施するださい。
ことから、操作間の従属性の高さを考慮して1つの基事象で操作失敗をモデル化している。

115（12/28）

成功基準解析に基づいて、成功基準を設定している。

成功基準解析に基づいて、成功基準を設定している。

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116

p. 格納容器スプレイ系（再循環時）

117

q. 補助給水系/主蒸気
圧力制御系

質問
管理NO.

確認事項の質問事項

回答

3.(4)-36

・電動弁の開操作失敗がない理由を提示くだ 当該弁の開操作失敗は、格納容器スプレイ再循環にさい。
係る人的過誤に含めてモデル化している。

3.(4)-37

主蒸気隔離に成功した場合には、破断したループの蒸気発生器から補助給水系を隔離し、主蒸気隔離に成功した健全ループの蒸気発生器への給水を行うこと
・成功基準について
で、2次系からの除熱を達成する。
・FLB、SLB（隔離弁上流）
一方で、全ループで主蒸気隔離に失敗した場合に主蒸気隔離の成功、失敗によって成功基準 は、非健全な蒸気発生器（破断ループ及び主蒸気隔離に失敗したループ）への補助給水を隔離することはが異なる理由を提示ください。
せず、蒸気発生器への補助給水流量を調整して、非健全な蒸気発生器への給水を行うことで2次系からの除熱を達成する。

118

q. 補助給水系/主蒸気
圧力制御系

3.(4)-38

・SLB（隔離弁下流）
主蒸気隔離に失敗した場合には制御でき 制御できない蒸気放出に至った場合でも、ECCSによない蒸気放出となるが、このような状態で原子 るホウ酸注入と補助給水流量の制御により、最終的に炉の安全停止に問題はない理由を提示くださ 未臨界が達成されることから、安全停止に問題ない。
い。

119

q. 補助給水系/主蒸気
圧力制御系

3.(4)-39

・SLB（隔離弁下流）
タービン動補助給水ポンプ駆動用蒸気を供給する
主蒸気隔離失敗時における、タービン動ポ ループの主蒸気隔離に失敗した場合には、タービン動補助給水ポンプには期待できない。
ンプの使用可能性を提示ください。

120

q. 補助給水系/主蒸気
圧力制御系

q. 補助給水系/主蒸気
121
圧力制御系

122

q. 補助給水系/主蒸気
圧力制御系

3.(4)-40

3.(4)-41

3.(4)-42

・主蒸気ダンプ弁
主蒸気ダンプ弁を使用するためには、復水 復水器の本体の故障はモデル化していないが、復水器の真空を立てるために必要な循環水ポンプの電源
器の真空度の確立が必要であると思われるが、これはどのようにモデル化しているのか提 は常用電源であることから、常用電源の故障で復水器の機能喪失を代表している。
示ください。
・補助給水流量制御
補助給水系による蒸気発生器への給水が成功する条蒸気発生器の満水を防止するために補助件として、補助給水ポンプ出口の給水流量調整弁また給水の流量制御が必要であるが、成功基準へ は補助給水隔離弁を用いた蒸気発生器への給水の流の記載の考え方を提示ください。
量制御を考慮している。
・主蒸気逃がし弁
解析上の仮定において、主蒸気逃がし弁に フォールトツリー上では主蒸気逃し弁が展開されてい期待しないとあるが、フォールトツリーでは主 るものの、事故シナリオに応じて境界条件を設定するこ
蒸気逃がし弁が展開されている。解析上の仮 とで、定量化対象からは除外している。定量化は、解析上の仮定に沿って行われている。
定と異なる理由を提示ください。

q. 補助給水系/主蒸気
123
圧力制御系

3.(4)-43

・主蒸気逃がし弁
設定圧の違いにより作動条件が異なることから共通原
安全弁の共通原因故障は設定圧が同じ弁因故障グループを分けている。
でのみ考慮するとあるが、共通原因故障の考え方を提示ください。

q. 補助給水系/主蒸気
圧力制御系

3.(4)-44

・主蒸気逃がし弁
主蒸気制御系における外部リーク程度であれば、漏え「主蒸気制御系の故障は安全弁で代表し、 い量が少なく、圧力制御機能の成功基準には影響は外部リークは評価対象外とする」この意味を提 しないため、故障モードとして外部リークはモデル化していない。
示ください。

124

125

q. 補助給水系/主蒸気
圧力制御系

3.(4)-45

・補助給水の流量調整
電動ポンプの流量調整は電動弁で出来ると当該弁は開度調整可能な玉型電動弁であり、流量調
記載されている。流量調整が可能な理由を提 整が可能である。
示ください。

（13/28）

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q. 補助給水系/主蒸気
126
圧力制御系

質問
管理NO.

確認事項の質問事項

回答

3.(4)-46

・補助給水の流量調整
当該弁は流量調整の機能はない。全開、全閉を断続
バックアップとして別の電動弁で行うとある的に実施することにより、崩壊熱除去機能が維持可能
が、流量調整は可能なのか。流量調整が可能 な範囲での蒸気発生器水位の維持が可能である。
な理由を提示ください。

127

q. 補助給水系/主蒸気
圧力制御系

3.(4)-47

以下の起因事象を除き、主蒸気ダンプ弁による蒸気放出に期待している。
・主蒸気ダンプ弁・主蒸気隔離弁の誤閉止（全弁）
主蒸気ダンプ弁にクレジットをとっている起 ・主給水管破断
・主蒸気管破断（主蒸気隔離弁上流）
因事象を提示ください。
・主蒸気管破断（主蒸気隔離弁下流）
・ATWS

128

q. 補助給水系/主蒸気
圧力制御系

3.(4)-48

故障モードの記載内容について、FTの相互関係を提示ください。

3.(4)-49

解析上の仮定では、非信頼度にS信号を代用とあるが、フォールトツリーの中で使用され 主蒸気ダンプ弁開信号発信失敗事象をFTでモデルていない。解析上の仮定と異なっているが、こ 化されている。
の理由を提示ください。

q. 補助給水系/主蒸気
130
圧力制御系

3.(4)-50

主蒸気ダンプ弁の開信号は安全注入信号で代用して復水器の真空度等のインターロックが考慮 いる。また、復水器の真空度等のインターロックに係る機器故障は常用系の電源を代表としてモデル化してされていない理由を提示ください。
いる。

q. 補助給水系/主蒸気
圧力制御系

3.(4)-51

タービンバイパス系のタービントリップ制御器の故障が、考慮されていない。この理由を提示ください。

3.(4)-52

主蒸気ダンプ弁はグループで制御されるため、弁の組み合わせによって制御器の故障が グループによる相違も包絡して、給電される電源トレン
異なることが考慮されていない。この理由を提 の違いも考慮の上、No.130回答の扱いとしている。
示ください。

3.(4)-53

主蒸気ダンプ弁の制御に係る要因は以下をモデル化
している。
・検出器
主蒸気ダンプ弁の制御失敗のモデル化方法
・検出器の電源を提示ください。
・検出器から補機を作動させる回路部
・検出器から補機を作動させる回路の制御盤
・インターロックに係る機器故障

3.(4)-54

直流電源のA,B,N1のorで故障となっているが、N1喪失（無励磁）を入れている理由を提示ください。

直流電源N1の機能喪失では弁開度の調整は可能であるが、トリップ開に期待できない。調整開によって蒸気放出に係る成功基準を満足することを示す根拠がないことから、直流電源N1の機能喪失もモデル化している。

3.(4)-55

蒸気発生器伝熱管破損の場合には、常用母線の回復、復水器の回復等の運転員操作が必要になるが、手動操作や関連機器の故障
モード等が展開されていない。この理由を提示ください。

主蒸気ダンプ弁開操作失敗については、主要な操作は考慮しているが、定量的な影響が小さいことから、質問事項で指摘されているような事故シナリオに応じて追加で必要となる操作についてはモデル化していない。

q. 補助給水系/主蒸気
129
圧力制御系

131

q. 補助給水系/主蒸気
132
圧力制御系

133

134

135

q. 補助給水系/主蒸気
圧力制御系

q. 補助給水系/主蒸気
圧力制御系

q. 補助給水系/主蒸気
圧力制御系（14/28）

主蒸気ダンプ弁開信号発信失敗の要因として、主蒸
気ダンプ弁作動用計器故障で代表している。

No.130回答に同じ。

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事象者PRAモデルの適切性の確認項目

136 r. 破損SG隔離

137 r. 破損SG隔離

138 r. 破損SG隔離

質問
管理NO.

確認事項の質問事項

回答

3.(4)-56

破損側蒸気発生器の隔離の成功条件として、事象の・SGTR発生の診断
認知は必要である。ただし、人的操作を要するシステ
フォールトツリーの中に運転員の蒸気発生器
ムについては、認知の成功が必要であることは自明で伝熱管破損の発生診断失敗が含まれており、あるため、システム解析書の成功基準では記載してい成功基準の1要素として想定していない理由 ない。運転員の蒸気発生器伝熱管破損の発生診断失を提示ください。
敗も成功基準に含まれている。

3.(4)-57

運転員 SGTRの発生 診断失敗が生じると、破損側蒸気発生器の隔離に失敗する。破損側蒸気発生器の隔・SGTR発生の診断
離失敗後に実施するクールダウンアンドリサーキュレー
診断失敗の依存性をどのようにモデル化し ションのための2次系強制冷却操作の人的過誤確率にているか提示ください。
対し、破損側蒸気発生器の隔離失敗操作との従属性を考慮した値を設定することで人的過誤間の従属性を評価している。

3.(4)-58

主蒸気ダンプ弁の開失敗によって主蒸気逃し弁が作動し、主蒸気逃し弁が開固着した場合には破損側蒸・主蒸気ダンプ制御
気発生器の隔離に失敗する可能性がある。主蒸気ダ
主蒸気ダンプ弁のFTのつながり方を提示く ンプ弁の開失敗と、主蒸気逃し弁の開固着事象の重ださい。
畳（AND）を、破損SG失敗要因としてモデル化している。
ロジックの類似性ではなく、主蒸気圧力制御の手段は多様であり、主蒸気ダンプ弁故障の定量的な影響が小さいこと及びS信号の非信頼度が信号系の中で最も高いことから代用している。

139 r. 破損SG隔離

3.(4)-59

・主蒸気ダンプ制御
主蒸気ダンプ弁の制御にS信号の非信頼性データを用いた理由を提示ください。

140 r. 破損SG隔離

3.(4)-60

・主蒸気ダンプ制御
復水器の真空度等のインターロックが考慮 No.130回答に同じ。
されていない。この理由を提示ください。

3.(4)-61

・主蒸気ダンプ制御「主蒸気安全弁は2弁のみが作動する」の理由を提示ください。

3.(4)-62

タービン動補助給水ポンプの故障要因として、タービ
ン動補助給水ポンプ駆動用蒸気供給失敗を考慮しており、FTにて2次系破断時の破損ループの隔離失敗
・2次系の冷却とのインターフェイス
及び主蒸気管からの蒸気供給失敗をモデル化してい破断ループの仮定と2次系冷却の成功基準 る。ヘディング「主蒸気隔離」にて、タービン動補助給水ポンプの駆動蒸気供給ライン上の弁が故障した場の関係を提示ください。
合には、FT上で破断ループの隔離に失敗を原因としたタービン動補助給水ポンプ駆動用蒸気の供給失敗が考慮されタービン動補助給水ポンプにも期待できな
い評価となるようモデル化している。

141 r. 破損SG隔離

142 s. 主蒸気隔離（15/28）主蒸気安全弁は1段目（1弁）、2段目（1弁）、3段目（3弁）で作動する設定圧力が異なる。SGTR時では、安全弁2弁で2次系の圧力上昇を抑制できることから、主蒸気安全弁は2弁のみ作動するとしてモデル化している。

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答
2019年10⽉17⽇
四国電⼒株式会社
No.

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

質問
管理NO.

確認事項の質問事項

回答
空気作動弁のバウンダリに電磁弁が含まれるため、電磁弁の故障は展開していない。

143 s. 主蒸気隔離

3.(4)-63

電磁弁は空気作動弁のバウンダリに含まれているため、空気作動弁の構成部品毎の故障率は国内機器故・主蒸気隔離弁の電磁弁の閉失敗において、 障率パラメータとしては算出できず、電磁弁を展開した
電磁弁そのものの故障が展開されていない。 場合と展開しない場合の非信頼度を比較することはできない。
その理由を提示ください。
国内における空気作動弁の故障実績を見た場合、電磁弁周りの不具合による故障は限られている。このことから、電磁弁の構成の違いで空気作動弁の信頼性は大きく変わらないと考えられる。

144 s. 主蒸気隔離

3.(4)-64

・主蒸気隔離弁閉止後の主蒸気安全弁の開固着に関し、解析上の仮定とFTのモデル化
方法の関係を提示ください。

145 s. 主蒸気隔離

3.(4)-65

・主蒸気安全弁A、B、Cループ再閉止失敗は計算上使用していないFTである。
接続先がないが、繋がり先を提示ください。

主蒸気隔離機能のFTでは、安全弁の開固着はモデ
ル化対象外としている。

146 t. １次冷却材ポンプ封入 3.(4)-66

・PRAモデル全体の中で、RCPシールLOCA
RCPシールLOCAの発生、期待する緩和系、緩和系の発生と緩和機能の失敗による炉心損傷をどの失敗によるシナリオについては、貸与図書に記載しのようにモデル化しているのか、モデル化の考ている。
え方を提示ください。

147 t. １次冷却材ポンプ封入 3.(4)-67

・成功基準について
SBO、LUHS時におけるRCPシールLOCAモデルの
SBO/LUHS時の成功基準が、「～封水隔前提として封水隔離に期待していることから、これを成離に成功すること」とあるが、この理由を提示く
功基準の条件に含めている。
ださい。

148

t. １次冷却材ポンプ封入LOCA

t. １次冷却材ポンプ封
149
入LOCA

150

151

t. １次冷却材ポンプ封入LOCA

t. １次冷却材ポンプ封入LOCA

3.(4)-68

・成功基準についてサポート系喪失事象の範囲を提示ください。

3.(4)-69

・RCP封水LOCAによる漏洩量および発生確率
漏洩量および発生確率の根拠は貸与資料に記載して漏洩量および発生確率の根拠を提示くださ いる。
い。

3.(4)-70

・RCP封水LOCAによる漏洩量および発生確率
比較結果等については、貸与資料に記載している。
RCP封水LOCAのモデルについて、
WOG-2000或いはNUREG-1150モデルとの比較とその妥当性を提示ください。

3.(4)-71

・RCP封水LOCAによる漏洩量および発生確率
発生確率が、「30分-8時間、封水注入およ
発生確率の考え方は貸与資料に記載している。
びサーマルバリア冷却喪失時」と「8時間以降、2次系強制冷却失敗時」の2つしか与えられていないが、他の条件での発生確率を考慮しない理由を提示ください。

（16/28）

原子炉補機冷却機能の部分喪失のように封水注入機
能またはサーマルバリア冷却の信頼性に影響する起因事象をサポート系喪失事象としている。

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答
2019年10⽉17⽇
四国電⼒株式会社
No.

152

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

t. １次冷却材ポンプ封
入LOCA

質問
管理NO.

3.(4)-72

確認事項の質問事項

・ RCP下降流の事象を提示ください。

回答
RCPシール部は、封水ラインの下方にあるため、封水ラインからRCPシール部を経てRCSに向かう流れを
RCP下降流と呼んでいる。
封水戻りライン上の弁が閉止すると、RCP下降流が増
加する。

153

t. １次冷却材ポンプ封入LOCA

3.(4)-73

・ RCP下降流が増加する要因を提示ください。

No.152回答に同じ。

154

t. １次冷却材ポンプ封入LOCA

3.(4)-74

・RCP封水注入再開失敗での運転員操作を提示ください。

RCP封水注入再開に必要な運転員操作は、貸与資料に記載している。
システム信頼性解析書で記載対象としているFT解析
は、事故シーケンス解析で期待している全ての状態を文書化しているものではない。

155

t. １次冷却材ポンプ封入LOCA

3.(4)-75

・評価結果の記載が見られないものについて、評価結果を提示ください。

事故シーケンスの定量化では、事故シナリオ上で想定している全ての状態を考慮して計算を行っている。しかし、フォールトツリーの条件は事故シーケンスによって様々に変わるため、代表的な状態のみを文書化している。
このため、FT解析結果を文書化していない条件における事故シーケンスの定量化についても、適切に評価
している。

156

t. １次冷却材ポンプ封入LOCA

3.(4)-76

・RCPの停止失敗
RCPを停止するためには、RCPの遮断器を開状態に
RCPの停止失敗で「遮断器誤閉」の基事象 維持する必要があるため、その失敗要因として、遮断器の誤閉を考慮している。
が展開されている理由を提示ください。

157

t. １次冷却材ポンプ封入LOCA

3.(4)-77

・RCPの停止失敗
当該操作に関する人的過誤の基事象はモデル化され人的過誤の基事象がない理由を提示くださ ている。
い。

158

t. １次冷却材ポンプ封入LOCA

3.(4)-78

・CCWS故障
FTにおいて、運転中ポンプの継続運転停
遮断機の誤開により継続運転に失敗するため、当該故止の要因として遮断器の誤開を考えている。 障を考慮している。
他のFTにおいても、同様な仮定を考えているのか説明ください。

159

t. １次冷却材ポンプ封入LOCA

3.(4)-79

・CCWS故障
CCWSポンプは運転中に切替え運転が行 戻し忘れの可能性が無視できない手動弁を対象に事われると思われるが、手動弁の戻し忘れを考 故前人的過誤をモデル化している。
える理由を提示ください。

160

t. １次冷却材ポンプ封入LOCA

3.(4)-80

・CCWS故障
他の弁の戻し忘れがない理由を提示くださ No.159回答に同じ。
い。

3.(4)-81

・RCPシールLOCAの発生防止操作失敗
CCWポンプ故障とCCWポンプ故障のnot 人的過誤の加算平均をとっているものではなく、条件で2つの人的過誤の加算平均を取っているよう に応じた場合分けをするためにnotを用いている。
であるが、この方法を取っている理由を提示く
ださい。

161

t. １次冷却材ポンプ封入LOCA（17/28）

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答
2019年10⽉17⽇
四国電⼒株式会社
No.

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

162

t. １次冷却材ポンプ封入LOCA

t. １次冷却材ポンプ封
163
入LOCA

164

t. １次冷却材ポンプ封
入LOCA

質問
管理NO.

確認事項の質問事項

回答

3.(4)-82

・遮断器の誤開にもCCFを想定している理由 CCFをモデル化する機器及び故障モードの考え方にを提示ください。
ついては、貸与図書に記載している。

3.(4)-83

・MCSについて
RCPシールLOCAの発生原因は、RCP
シールLOCA以外の寄与はほとんどないということを示しているが、FTを作成する意味を提示ください。

3.(4)-84

RCPシールLOCAの確率は、以下の3つの積によって計算される。
① RCPシール封水失敗② サーマルバリア冷却失敗③ 発生確率（0.19）又は関連する
RCPシールLOCAの発生確率は、「RCP
人的過誤や機械故障
シール封水失敗」と「サーマルバリアの冷却失敗」の積に、この状態におけるシールLOCAの発生頻度をかけたものではないのか？これと SBOやLUHS時においては、上記①から③の積に異なる理由を提示ください。
よって算出している。一方、SBOやLUHS以外の事故
シナリオにおいては、モデルの複雑化を避けることを優先し、過度に保守的な結果に至らないことを確認したう
えで、①と②が同時に発生した場合に必ずRCPシー
ルLOCAが発生するとの扱いとしている。

RCPシールLOCAの発生確率だけでなく、起因事
象の発生要因となった機器故障との従属性が結果に対して有意に影響する可能性があることから、関連する設備もモデル化している。

165

t. １次冷却材ポンプ封入LOCA

3.(4)-85

いずれも1次冷却材ポンプ封水LOCAの発生確率を評価しているヘディングだが、FTのモデル内容は異なるためである。CCWS-Cヘッダ喪失時では、以下の機能に成功すれば、RCPシール冷却機能が維持され維持して1次冷却材ポンプ封水LOCAを防止できると想定し、それらの故障をモデル化している。
CCWSの全喪失のETでは「1次冷却材ポン ・RCP封水注入
・RCPサーマルバリア冷却
プ封水LOCA」、CCWS-Cヘッダの喪失では「封水注入及びサーマルバリア冷却」であるのに対して、FTでは両方とも「1次冷却材ポンプ 一方で、CCWS全喪失時では、これらの機能に期待で封水LOCA発生」としている理由を提示くださ きないことから、RCPシール冷却機能は維持されず、い。
RCPシールの耐力に期待することになる。RCPシール
冷却機能が喪失した条件下で、RCPシールが健全であるためには以下の操作が必須であり、さらにこれらの操作に成功しても0.19の確率で1次冷却材ポンプ封水
LOCAが発生するものとしてモデル化している。
・RCPシールリークオフ元弁の手動閉止・RCPの手動停止

166

u. 加圧器逃がし弁/安全
3.(4)-86
弁LOCA

・加圧器逃がし弁／安全弁が作動する起因事 加圧器逃がし弁／安全弁が作動する起因事象と作動
象と作動しない起因事象を提示ください。
しない起因事象は、貸与資料に記載している。

u. 加圧器逃がし弁/安全
3.(4)-87
167
弁LOCA

条件（パラメータ）によって加圧器逃がし弁の作動確率
・条件(パラメータ)によって、加圧器逃がし弁が変わる影響は考慮せず、設置許可添付十の熱水力／安全弁が作動する確率は大きく変わると考解析を参考に、原子炉トリップ直後に1次系圧力が上えられるが、種々の条件(パラメータ)はどのよう昇する事象においては加圧器逃がし弁／安全弁が作に考えているのか提示ください。
動すると想定している。

u. 加圧器逃がし弁/安全
3.(4)-88
弁LOCA

・複数回に分けて加圧器逃がし弁が吹く場合 複数回に分けて加圧器逃がし弁が作動する場合はにのモデル化は、どのようにしているのか提示く おいても、最初に作動した際の閉失敗で代表してモデださい。
ル化している。

168（18/28）

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答
2019年10⽉17⽇
四国電⼒株式会社
No.

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

質問
管理NO.

確認事項の質問事項

回答

169

u. 加圧器逃がし弁/安全
3.(4)-89
弁LOCA

起因事象「主給水流量喪失」等においては、加圧器逃がし弁2基が作動した場合は、1次系圧力を十分減圧・加圧器逃がし弁1基が作動した場合には、加 することができることから、加圧器安全弁が作動するよ圧器安全弁は作動しないと仮定しているが、こ うな圧力上昇には至らないとしている。加圧器逃がし弁／安全弁LOCAに関連するシナリオについては、全の理由を提示ください。
CDFへの寄与が有意ではないことから、起因事象に依らず、同様の扱いとしている。

170

u. 加圧器逃がし弁/安全
3.(4)-90
弁LOCA

・加圧器逃がし弁再閉止失敗の要因の1つとし 加圧器逃がし弁の閉維持失敗に関連した一連の故障て加圧器逃がし弁の誤開を考えている理由を をモデル化しているため、当該弁の誤開をモデル化している。
提示ください。

171

u. 加圧器逃がし弁/安全
3.(4)-91
弁LOCA

安全弁について再閉止失敗を考えない理由を提示ください。

172

u. 加圧器逃がし弁/安全
3.(4)-92
弁LOCA

誤開の要因とした、制御回路の誤動作を考 使命時間中の状態維持に関する制御回路誤動作のえない理由を提示ください。
扱いは、貸与資料に記載している。

173

v. 加圧器逃がし弁強制
3.(4)-93
開・主蒸気安全弁の開固着をフィードアンドブ
リードのFTの中で展開する理由を提示ください。

蒸気発生器伝熱管破損時に補助給水系による2次系
冷却に失敗した場合、フィードアンドブリード運転を実施する。このとき、高圧注入によって、破損した蒸気発
生器の伝熱管を通じて、主蒸気管内に浸水し、主蒸気安全弁からの液相放出による開固着の可能性を考慮している。フィードアンドブリードにおける高圧注入が主
蒸気安全弁の開固着の要因であることから、フィードア
ンドブリード運転に関連するFTでモデル化している。

174

v. 加圧器逃がし弁強制
3.(4)-94
開・加圧器逃がし弁の操作に対して、人的過誤
加圧器逃がし弁の開操作の人的過誤確率は、一般的確率はどのように評価しているのか提示くださなロータリースイッチの操作失敗確率を使用している。
い。

v. 加圧器逃がし弁強制
3.(4)-95
開加圧器逃がし弁の成功基準は2/2弁の開に成功することであり、1弁の開に失敗した場合には、加圧器逃がし・共通原因故障
空気作動弁の共通原因故障は設定されて 弁強制開は失敗に至る。
共通原因故障によって2弁が同時に故障する確率と比いるが、MCSでは上がってこない理由を提示
較して、単独故障によって1弁が故障する確率の方がください。
大きいため、後者が最小カットセットの上位に登場して
いる。

175

176 w. 代替再循環

3.(4)-96

加圧器安全弁の再閉止失敗をモデル化している。

格納容器再循環サンプ隔離弁バイパス弁を用いた代替再循環は余熱除去ポンプBによって炉心に注入し、「大破断LOCA＋低圧再循環失敗＋高圧再循環失敗」を対象とした「ECCS 再循環機能喪失」の有効性
・サンプ隔離弁のバイパス弁
評価によって成立性が確認されている。中小破断
大破断LOCAのみ期待でき、他の事象で期
LOCA＋高圧再循環失敗シナリオにおける低圧再循
待できない理由を提示ください。
環の成功基準は2/2ポンプであり、格納容器再循環サ
ンプ隔離弁バイパス弁を用いた代替再循環では、この成功基準を満足できない。このため、大破断LOCA時のみ期待している。

（19/28）

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答
2019年10⽉17⽇
四国電⼒株式会社
No.

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

177 w. 代替再循環

質問
管理NO.

3.(4)-97

確認事項の質問事項

回答

ヘディング「2次系強制冷却」でモデル化している故障
要因と、ヘディング「代替再循環」でモデル化している
2次系強制冷却の故障要因は完全に一致するものではないことから、「代替再循環」のFTにおいて、2次系
・2次系の強制冷却失敗がFTの中でモデル化 強制冷却を適切に反映してモデル化している。
されているが、ETと重複してもよい理由を提示 なお、2次系強制冷却ヘディングでモデル化しているください。
失敗要因と、代替再循環ヘディングでモデル化している2次系強制冷却の失敗要因が、論理的に重複する
場合は、計算コード内で適切にブール代数処理が行われるため、ダブルカウントとなるような問題も起こらない。

再循環移行時は、まずECCS再循環＋CVスプレイ再循環を試み、ECCS再循環不能の場合は代替再循
環、CVスプレイ再循環不能の場合はCV内自然対流
冷却に期待する。そのため、ETとしてはECCS再循環→CVスプレイ再循環→代替再循環→CV内自然対流
冷却の順序としている。
代替再循環に期待するシーケンスにおいては、代替
再循環のためにCVスプレイポンプBを使用する場合、CV除熱はCVスプレイポンプAによるCVスプレイ再循環またはCV内自然対流冷却が必要である。一方、前段のCVスプレイ再循環ヘディングの成功基準はCVス
プレイポンプ1台によるスプレイ成功であるため、CVス
プレイ再循環が成功した場合もCVスプレイポンプAま
たはBが失敗した場合がある。CVスプレイ再循環ヘディングでどのポンプが失敗したかに応じて、代替再循環時にCVスプレイ再循環の可否、CV内自然対流
冷却の要否が変わるため、これをETで表現すると複雑となることから、FT内でモデル化している。

3.(4)-98

・自然対流冷却失敗がモデル化されているが、ETの中でモデル化しない理由を、ETの構成を踏まえて提示ください。

3.(4)-99

・「主蒸気逃し弁の現場開操作時には主蒸気ダンプ弁には期待しない」とあるが、「SBO時 SBO時だけでなく、外部電源喪失＋交流電源回復成には主蒸気ダンプ弁に期待しない」が正しい 功後にCCW再起動失敗したシナリオにおいても、主のではないか？ 現在の記載理由を提示くださ 蒸気ダンプ弁に期待していないことから、現状の記載としている。
い。

3.(4)-100

・主蒸気ダンプ弁開操作失敗について
FT及びMCSを見ると運転員操作失敗しか 主蒸気ダンプ弁開操作失敗については、主要な操作含まれていないようであるが、制御器の故障、 は考慮しているが、質問事項で指摘されているような
循環水ポンプの故障、電源の故障等々、多く 機器故障に関する事故シナリオは定量的な影響が小の故障要素が考えられるがFTで展開されてい さいことから、モデル化していない。
ない理由を提示ください。

181 x. 2次系強制冷却

3.(4)-101

・主蒸気ダンプ弁開操作失敗について
起因事象によっては、S信号のリセット、常用母線の電圧確立、循環水ポンプの再起動等も必要になると考えられるが、FTでは展開していない理由を提示ください。

182 x. 2次系強制冷却

3.(4)-102

・人的過誤について
関連する運転員操作の非信頼度の計算方 No.82回答に同じ。
法を提示ください。

178 w. 代替再循環

179 x. 2次系強制冷却180 x. 2次系強制冷却（20/28）

No.180回答に同じ

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答
2019年10⽉17⽇
四国電⼒株式会社
No.

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

質問
管理NO.

確認事項の質問事項

回答

3.(4)-103

・人的過誤について
他のFTでは、固有の人的過誤＋従属性
同一システムにおいて冗長性を有する複数の操作をファクターという扱いになっており2次系強制冷 モデル化している場合のみ、人的過誤事象間の従属
却での扱いと異なっている理由を提示くださ 性を考慮している。
い。

3.(4)-104

・「2次系強制冷却の失敗」は「確率1で失敗」
成功基準を満足することが出来ない解析ケースについとあるが、他の「2次系強制冷却の失敗」ではては、必ず失敗することから、「確率1で失敗」としてい非信頼度が計算されている。同じ「2次系強制 る。一方、成功基準を満足することが出来る解析ケー
冷却の失敗」で計算方法が異なる理由を提示 スについては、非信頼度を計算している。
ください。

185 x. 2次系強制冷却

3.(4)-105

IS-LOCA発生時には、当該事象を診断して、緩和手段であるクールダウンアンドリサーキュレーションに移・ドミナントカットセットについて行し、その一連の流れとして、2次系強制冷却操作を「運転員ISLOCAの発生診断失敗」が2次実施する。このため、IS-LOCAの診断に失敗した場合
系の強制冷却の結果に含まれる理由を提示くには、クールダウンアンドリサーキュレーションに失敗ださい。
するため、IS-LOCAの診断失敗が2次系強制冷却の
失敗要因の一つとなる。

186 x. 2次系強制冷却

3.(4)-106

・ドミナントカットセットについて
代表的なカットセットの内容を提示ください。

187 x. 2次系強制冷却

3.(4)-107

・ドミナントカットセットについて
本PRAモデルでは、事故時の対応において主蒸気ダ
主蒸気ダンプ弁と主蒸気逃がし弁ではどち ンプ弁を優先して使用するものとしてモデル化していらを優先して使用するのか、提示ください。
る。

3.(4)-108・低温停止操作について
カットセットで手動弁Aとタービン動補助給
PRAモデル上、各手動弁で考慮している人的過誤
水ポンプの故障等の組み合わせが出てくるに相違があることから、カットセットが異なってが、手動弁Bとタービン動補助給水ポンプ等いる。
の組み合わせが出てこない理由を提示ください。

3.(4)-109・その他「低温停止操作のための2次系強制冷却＋
人的過誤事象である。
RHR運転」とは何を示しているのか、提示ください。

183 x. 2次系強制冷却

184 x. 2次系強制冷却

188 x. 2次系強制冷却

189 x. 2次系強制冷却

2次系強制冷却失敗の要因は機械故障及び人的過誤である。

aa. 格納容器内自然対
190 流冷却（原子炉補機冷 3.(4)-110
却水系）・ダクトの開放機構の駆動電源、信号系の故障が含まれていない理由を提示ください。

ダクト解放機構は、温度ヒューズによる機械的な自動開放機構を有しており、駆動電源や信号系は不要である。

aa. 格納容器内自然対
191 流冷却（原子炉補機冷 3.(4)-111
却水系）・ダクト開放のための手動操作が不要な理由を提示ください。

No.190回答に同じ。

192 ad. 1次系の減圧

3.(4)-112

・減圧操作には、何を想定しているのか提示く 1次系の減圧手段として、加圧器逃がし弁の手動開のださい。
みを期待している。

193 ad. 1次系の減圧

3.(4)-113

・MCSについて
1次系の減圧失敗の要因を提示ください。

194 ad. 1次系の減圧

3.(4)-114

・MCSについて当該しゃ断器の誤開（CCF）に伴う直流電源喪失に
遮断器誤開（CCF）で何故1次系の減圧の よって加圧器逃がし弁の作動に失敗するため、1次系失敗になるのか理由を提示ください。
の減圧に失敗する。

（21/28）1次系の減圧失敗の要因は機械故障及び人的過誤である。

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答
2019年10⽉17⽇
四国電⼒株式会社
No.

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

195 af. RHR運転

196 af. RHR運転

197 af. RHR運転

質問
管理NO.
3.(4)-115

3.(4)-116

3.(4)-117

確認事項の質問事項

回答

・解析上の仮定について
圧力高信号の発信失敗が弁の開を阻害す 貸与資料に記載の通り、当該弁を開くためには、圧力低信号の発信が必要である。
るとした理由を提示ください。

・人的過誤についてFTに「運転員ISLOCAの発生診断失敗」がNo.185回答に同じ。
含まれているが、これが、RHR運転に失敗す
る人的過誤とした理由を提示ください。
RHRポンプや制御回路に対してCCFを考慮している・MCSについてが、これらの共通原因故障よりも発生確率の高い故障
RHRポンプ或いは制御回路のCCFが出ての組み合わせが上位の最小カットセットに登場していこない理由を提示ください。
るため、共通原因故障が上位の最小カットセットに現われていない。

3.(4)-118

信号系におけるタービントリップのシステム依存性を提示ください。

PRAで期待している設備と、タービントリップ信号の依存性は、貸与資料に記載している。

ai. 原子炉圧力上昇の199
抑制

3.(4)-119・成功基準（負荷の喪失）
成功基準では加圧器逃し弁と安全弁が提示されているが、FTには加圧器スプレイ弁も含まれている。成功基準に加圧器スプレイ弁を記載していない理由を提示ください。

加圧器スプレイ弁に関するフォールトツリーを作成しているが、本評価においては、加圧器スプレイに期待していない。このため、加圧器スプレイ弁を成功基準に記載していない。

ai. 原子炉圧力上昇の抑制

3.(4)-120

・加圧器スプレイ弁の開信号のフォールトツ
リーでのモデル化の理由を提示ください。

加圧器スプレイ弁については、将来的なモデル化の可能性を踏まえて、FTモデルは作成しているものの、本評価においてはクレジットを取っていない。

198 ah. タービントリップ

200

201 ai. 原子炉圧力上昇の抑制3.(4)-121

圧力トランスミッター信号の4チャンネルは、信号選別
回路にて2番目に高い値のチャンネルが選択され（ファンクションダイアグラム「加圧器圧力制御」の注記11を参照）、後続のバイステーブルで信号処理が行われる。この時、信号選別回路では2番目に高い圧力値を・加圧器逃し弁開の圧力トランスミッター信号のモデル化と、ファンクショナルダイアグラムと 採用するため、3/4チャンネルが異常値を示した場合、健全チャンネルが1/4となる。これにより、適切な信号をの関係を提示ください。
選択することができなくなることから、FTでも加圧器圧
力信号の成功基準を2/4と設定している。したがって、
バイステーブルの信号の一致を成功基準で設定しているのではなく、前段の信号選別回路を基に成功基準を設定している。

ai. 原子炉圧力上昇の抑3.(4)-122
202
制・MCSについて加圧器逃がし弁には弁の共通原因故障或 加圧器逃がし弁及び制御回路故障に対して、共通原
いは制御回路の共通原因故障がない理由を 因故障を考慮している。
提示ください。

203 aj. 緊急ほう酸注入

3.(4)-123

・ほう酸ポンプの行き先がほう酸混合器となっ ほう酸ポンプの接続先は、充てんポンプ吸込側のライているが、別の資料では、充てんポンプ吸込
ン及びほう酸混合器へのラインの2つであり、緊急ほう側に接続している。ほう酸ポンプの接続先を提酸注入の場合は、前者のラインを使用する。
示ください。

204 aj. 緊急ほう酸注入

3.(4)-124

ATWS発生時には、当該事象を診断して、緩和手段
・緊急ほう酸注入の中で、「運転員原子炉トリッ
プ不作動の診断失敗」を考えている理由を提 である緊急ほう酸注入を実施することから、当該事象の診断失敗を緊急ほう酸注入においてモデル化してい示ください。
る。

205 aj. 緊急ほう酸注入

3.(4)-125

・充てんポンプで共通原因故障を想定していない理由を提示ください。

（22/28）

充てんポンプに対して、共通原因故障を考慮している。

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答
2019年10⽉17⽇
四国電⼒株式会社
No.

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

質問
管理NO.

確認事項の質問事項

回答
保安規定では「ほう酸濃縮に必要な系統のうち、１系統
以上が動作可能であること」を規定している。ほう酸ポンプの定期運転のために２台同時運転とした場合においても、中央制御室からの弁操作によりほう酸濃縮に必要な系統は１系統以上動作可能である。

206 aj. 緊急ほう酸注入

3.(4)-126

・MCSについて
ほう酸ポンプ2台の同時待機除外は保安規定上許容されるのか、待機除外の条件を提示ください。

207 ak. 交流電源の回復

3.(4)-127・交流電源回復の各時間余裕の算出根拠を提示ください。

各事故シーケンスにおいて、交流電源に期待するタイ
ミングに基づき、余裕時間を設定している。

208 ak. 交流電源の回復

3.(4)-128

・非信頼度と条件付き確率が混在しているの場合の計算処理方法を提示ください。

任意の時間における外部電源復旧確率を条件付き確率の積によって、各事故シーケンスにおける外部電源復旧確率を算出している。

3.(4)-129

MCSリストに表示される％の値は、当該MCSのQmcs
・ 上 位 2 つ の MCS を 見 る と 、 合 計 値 が ／Qtopである。QtopがQmcsの単純和であれば、これ100％を越えている。どのような計算をし らの合計値は100%になるが、単純和ではないことからているのか提示ください。
合計値は100%にならない。（Qtop:頂上事象の確率
値、Qmcs:各カットセットの確率値）

3.(4)-130

NUREG-1792の後に発行されたEPRI文献の考え方
・1次系と2次系の均圧操作に適用している値を参考に、1次系と2次系の均圧操作の人的過誤確率の根拠を提示ください。
の値を設定している。

209 am. 主給水系

210

an. 1次系と2次系の均圧化

所外の送電網については、PWRとBWRといった炉型によって有意な差はないと考えられる。

③ 起因事象の発生頻度の評価
211 a. 各起因事象の発生頻 3.(1)-8度の評価方法及びその根拠

BWRでは外部電源喪失が3件発生しており、BWRの運転期間（平成21年3月まで）を基に外部電源喪失の(c)外部電源喪失の発生頻度を算出する際発生頻度を算出すると4.2E-3／炉年となる。それに対に、PWRプラントの運転経験のみを使用して して、PWRプラントにおける外部電源喪失の発生頻度いる理由を提示ください。また、これまでに発 は4.1E-3／炉年である。従って、PWRとBWRにおけ生した外部電源喪失について、考慮する事象 る外部電源喪失の発生頻度はほぼ同等であり、仮にの範囲を提示ください。
両者の運転実績を合わせて評価しても、有意な影響はない。
プラントの出力運転中に発生した外部電源喪失事象については、要因に依らず、原子炉トリップに至った事
象は全て含めている。

212

a. 成功基準の設定

3.(2)-8・炉心損傷の判定条件を提示ください。

炉心損傷の判定条件は、貸与資料に記載している。

3.(2)-9・他プラントの解析が、伊方３号機へ適応でき 他プラントの解析が伊方3号機へ適用できることを検討
ることを検討した結果を提示ください。
した結果は、貸与資料に記載している。

b.利用した熱水力解析について

3.(2)-10・熱水力解析の主要な解析条件以外の条件も 熱水力解析の主要な解析条件以外の条件は、貸与資提示ください。
料に記載している。

215 c. 解析コードの妥当性

3.(2)-11

成功基準解析では、許認可解析で実績のある解析
・各解析コードを使い分けしているが、その使コードを使用しており、事象に応じて解析コードを使いい分ける基準を提示ください。
分けている。

213
214（23/28）

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答
2019年10⽉17⽇
四国電⼒株式会社
No.

216

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

質問
管理NO.

3.(2)-12

確認事項の質問事項

・各解析コードの結果の差異に関する分析結果があれば提示ください。

回答
解析コード間で結果の差異はあるものの、解析コードを適用する事象に対しては、その妥当性確認を実施
し、公開文献に示している。
解析コードの適用範囲内において、解析に用いる入力条件が同等であれば、解析コードの差異による成功基
準への影響はないと判断している。

⑤緩和操作開始までの3.(2)-13
余裕時間・各成功規準における許容時間とその根拠を 各成功規準における許容時間とその根拠は、貸与資提示ください。
料に記載している。

⑤フォールトツリー解析を使用した評価218
3.(4)-131
c.使用した解析コードについて解析コードが更新される際、コード開発元により、コードの新規機能及びそれまでに特定された不具合に対する修正について、コードの検証が行われている。本
・使用した解析コードのバージョンの妥当性を PRAで使用しているRiskSpecｔrum PSA のバージョ
提示ください。
ンについても、コードの検証が行われており、また本
PRAモデルの計算において、これまで不合理な結果が確認されていない。

⑥フォールトツリー解析を実施しないアンアベイ
ラビリティの評価
3.(4)-132219
a.アンアベイラビリティの設定方法並びにその技
術的根拠

フォールトツリー解析を実施せずにアンアベイラ
・代表的な項目について、フォールトツリー解 ビリティを設定している項目は以下であり、これ析を実施せずにアンアベイラビリティを設定し らの根拠は貸与資料に記載している。
ている項目の一覧とその根拠を提示ください。 ①蒸気発生器伝熱管破損時の1/2次系の均圧②外部電源喪失時のRCPシールLOCA⑦ フォールトツリー以外の方法での評価
220 a. フォールトツリー解析 3.(4)-133
を実施せずに設定した項目の設定条件及びその技術的根拠・加圧器逃がし弁／安全弁LOCAにおける加 加圧器逃がし弁／安全弁LOCAにおける加圧器逃が
圧器逃がし弁強制開の分岐確率とその根拠を し弁強制開の分岐確率とその根拠は、貸与資料に記
提示ください。
載している。

221

3.(4)-134

・インターフェイスシステムLOCAにおける破 インターフェイスシステムLOCAにおける破断箇
断箇所の隔離の分岐確率とその根拠を提示く 所の隔離の分岐確率とその根拠は、貸与資料に記ださい。
載している。

222

3.(4)-135・主蒸気隔離弁の誤閉止における1次系圧力 主蒸気隔離弁の誤閉止における1次系圧力の抑制の分岐確率とその根拠は、貸与資料に記載していの抑制の分岐確率とその根拠を提示くださ
い。
る。

223

3.(4)-136

・SGTRにおける1次系と2次系の均圧化及び SGTRにおける1次系と2次系の均圧化及び安全注
安全注入制御の分岐確率とその根拠を提示く 入制御の分岐確率とその根拠は、貸与資料に記載
ださい。
している。

224

3.(4)-137

・外部電源喪失における短時間の電源回復及 外部電源喪失における短時間の電源回復及び長時間
び長時間の電源回復の分岐確率とその根拠 の電源回復の分岐確率とその根拠は、貸与資料に記を提示ください。
載している。

217(5) 信頼性パラメータの設定
225
3.(5)-1
c.機器故障率及びエラーファクタ並び出典

国内一般故障率データ「故障件数の不確さを考慮した
・国内故障率データから、プラント固有データ 国内一般機器障率の推定（2016年6月）JANSI(1982に変更する場合の手順を提示ください。
年度～2010年度29ヵ年56基データ)」を使用しており、プラント固有データは使用していない。

226

3.(5)-2

・デジタル機器の故障率について、根拠を提示ください。

227

3.(5)-3・制御回路の機器の組合せについて、根拠を 制御回路の機器の組合せ及び根拠は、貸与資料に提示ください。
記載している。

（24/28）デジタル機器の故障率は、各モジュールの構成素子
故障率を積み上げた値を用いている。

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答
2019年10⽉17⽇
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No.

228

229

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

質問
管理NO.

確認事項の質問事項

回答

3.(5)-4

国内一般故障率データ「故障件数の不確さを考慮した国内一般機器障率の推定（2016年6月）
・機器故障率のパラメータについては、国内故 JANSI(1982年度～2010年度29ヵ年56基データ)」
障率データが使用されているが、当該データ は、伊方3号機の運転実績を含む、国内プラントのの妥当性について検討した結果を提示くださ 運転実績に基づいて整備された故障率データであい。
ることから、国内プラントの運転実績の特徴が現時点で最もよく反映された故障率データであると考えている。

3.(5)-5

今回貸与しているPRAモデルにおいては、国内一・機器故障率を米国等で公開されている故障 般故障率データ「故障件数の不確さを考慮した国率データにした場合の影響を検討していれば
内一般機器障率の推定（2016年6月）JANSI(1982
提示ください。また、検討していない場合、そ年度～2010年度29ヵ年56基データ)」以外の故障の理由を提示ください。
率データを用いた評価は実施していない。
機器の保修による待機除外確率は、機器の故障発生
時の平均修復時間と、次に故障が発生するまでの期間である平均供用期間を用いて算出しており、対象機器で想定される複数の故障モードを考慮した評価としている。

② 復旧対象機器、機器
230 復旧の評価方法及び機 3.(5)-6器復旧失敗確率・故障確率よりも待機除外確率が大きい機器がある。この結果の理由を提示ください。

a.ハードウェア故障の復231
3.(5)-7
旧のモデル化試験による待機除外データは、試験状態においても、オーバーライドする。この信号によって該当する設備、機器は、貸与資料に記載している。
動作可能状態となる設備、機器を提示ください。

232

3.(5)-8

・試験による待機除外データは、試験による非試験による待機除外に関する基事象は、FV重要度の信頼度はCDFに対してどの程度の寄与を上位に登場していない。
持っているか、提示ください。

233

3.(5)-9・保修システムの非信頼度の結果を見ても、デマンド故障よりも待機除外の影響が大きい系
No.230回答に同じ。
統がほとんどであるが、この結果の根拠を提示ください。

③共通原因故障のモデ
ル化の考え方234 a.共通原因故障パラメー 3.(5)-10
タ及びこれらの技術的根
拠235

b.同一システム内での共3.(5)-11
通原因故障

236

3.(5)-12

特定の故障モード（例えば起動失敗）の故障確率と比
較した場合、保修による待機除外確率の方が大きくなることがあるが、想定される複数の故障
モードを考慮することで、対象機器の保修による待機除外確率は方が小さくなる。

国内の機器故障率パラメータに対し、同じ国内故障データに基づいた共通原因故障パラメータを組み合わせることが適切であることは認識してい・共通原因故障パラメータとして米国のデータる。しかしながら、国内共通原因故障パラメータを用いていることの妥当性を提示ください。
が未整備であることから、データの整備方法及び使用方法が明確な米国共通原因故障データの使用を現状最善の選択肢と判断して使用している。

・誤開、誤閉にもCCFを考慮すべき必要がある理由を提示ください。

No.162回答に同じ。

・共通原因故障の対象で、想定した故障モー 共通原因故障の対象で、想定した故障モードとその根
ドとその根拠を提示ください。
拠は、貸与資料に記載している。

（25/28）

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答
2019年10⽉17⽇
四国電⼒株式会社
No.
237

238

239

240

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

質問
管理NO.

確認事項の質問事項

回答

3.(5)-13

・原子炉トリップ失敗の主要因はトリップ遮断 使用している数値の出典は、「CCF Parameter
器8基の共通原因故障となっているが、使用し Estimations 2012」であり、その値は貸与資料に記載ている数値とその出典を提示ください。
している。

3.(5)-14

トリップ遮断機は、8つの機器でCCFグループを設定し・トリップ遮断器の回路構成から、MCSは8基 ている。4つ以上の故障については、8つ全ての機器がの同時故障とした根拠を提示ください。
故障すると評価されることから、4から7つのCCFは登場しない。

3.(5)-15

・1/2の成功基準に対して電動弁の2種類のCCFが出てくる理由を提示ください。

3.(5)-16

3つの機器でCCFを考慮した場合、2重故障と3重故障
では異なる基事象として扱われる。このため、最小カットセットにおいては、同一機器の同一故障モードであっても、異なる基事象として現れる。

破断ループの有無によらず、A～Cループに設置され・大破断LOCA、中破断LOCAではAループ ている3つの機器間でCCFグループを設定しているたの破断を仮定しているにもかかわらず、Aルー め、Aループの機器が含まれたCCFが登場している。
プの機器を含むCCFが含まれている。この理評価においては、破断ループからの注入には期待し由を提示ください。
ていないため、破断ループの機器を含めたCCFが登場することによる定量化結果への影響はない。

241

3.(5)-17

加圧器逃がし弁は空気作動弁であり、開失敗の確率
は独立故障確率と共通原因故障確率の和である。この・成功基準が2/2のFTに於いても共通原因故 ため、成功基準に依らず、共通原因故障を考えることが厳密な評価である。共通原因故障を考慮しない場合障を考える理由を提示ください。
は、共通原因故障による失敗確率をダブルカウントすることになるため、過大評価となる。

242

3.(5)-18・蓄圧器隔離弁の成功基準は3/3であり、CCF
No.241回答に同じ。
を展開する理由を提示ください。

243

3.(5)-19・主蒸気隔離弁の閉失敗の成功基準は3/3でNo.241回答に同じ。
あり、CCFを展開する理由を提示ください。

244

3.(5)-20

・成功基準が3/3或いは2/2であるにも関わらず、共通原因故障を含むMCSがある理由を提示ください。

No.241回答に同じ。

245 ③人的過誤の評価仮定 3.(6)-1

国内一般機器故障率データ（国内一般機器障率の推定（2016年6月））では、機器が校正エラーで機能喪失
校正エラーは、機器故障に含まれているた した場合も、これを当該機器のランダム故障として数えるルールとしている。
めモデル化は行わないためとしているが、その根拠を提示ください。
算出された故障率は、データ集約期間中には校正エラーによる機能喪失を含む故障率となっているため、重複が無いように校正エラーはモデル化していない。

246

人的過誤率の一貫性の確認で、事業者の調査により失敗確率が十分小さいと見なした
人的過誤の根拠を提示ください。

3.(6)-2（26/28）

試験後や保守後、機器を待機状態又は運転状態に復旧させる作業について、質の高いチェック（作業者とは別の人間による独立なチェック等など）によって人的過誤確率が十分に低いと判断できる運転操作については除外している。

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質問
管理NO.

確認事項の質問事項

回答247

3.(6)-3

手動弁及び手動ダンパのみに限定している 事象発生前人的過誤の対象を手動弁及び手動ダンパに限定している根拠は、貸与資料に記載している。
が、その根拠を提示ください。

248

3.(6)-4

手動弁及び手動ダンパの選定基準を提示 事象発生前人的過誤の対象とする手動弁及び手動ください。
ダンパの選定基準は、貸与資料に記載している。

249

3.(6)-5

事故前人的過誤事象において、複数の手動弁並びに手動ダンパ戻し忘れを一つの基
事象にまとめた理由を提示ください。

250

3.(6)-6

HRA Calculatorでの設定は、複数の戻し忘れ事象をまとめている。この理由を提示くだ No.249と同様。
さい。

251

3.(6)-7

HRA-Calculatorを用いた計算の具体的な HRA-Calculatorを用いた計算の具体的な手順は貸手順を提示ください。
与資料に記載している。

252

3.(6)-11

どのような人的過過誤に対して、従属性を考慮した等が判る資料を提示ください。

253

3.(6)-12

重大事故等対処設備に係る人的過誤につ 重大事故等対処設備に係る人的過誤と他の人的過誤の評価方法は同様である。
いて、評価の方法を提示ください。

254

3.(6)-13

ストレスファクタで、「極めて高い」ストレスを「極めて高い」ストレスは使用していない。
選択した根拠を提示ください。

255

3.(6)-14確率等の導出については具体的な作成例
No.251回答に同じ。
を提示ください。

256 量化3.(7)-1②使用した解析コードの妥当性

・RiskSpectrum(Ver.1.3.0)の検証結果を提No.218回答に同じ。
示ください。

事故前人的過誤事象において、複数の手動弁並びに
手動ダンパ戻し忘れは一つの基事象にまとめていな
い。

人的過誤における従属性の扱いは、貸与資料に記載している。

(7) 事故シーケンスの定257 ③炉心損傷頻度の評価 3.(7)-2・伊方3号機において、RiskSpectrumを用い
RiskSpectrumに設定されている解析ケースを対象にて炉心損傷頻度の定量化を行う解析手順を計算を実行する。
提示ください。

258

3.(7)-7・発生頻度換算用定数（365）の定数は起因
1日（24時間）から1年（8760時間）に変換するために事象の発生頻度の算出にどのように使われ用いている係数である。
ているのか提示ください。

259

3.(7)-8

各MCSについて、炉心損傷に至る組み合
わせとなっていることは確認した結果を提示く 定量化結果の検証方法は、貸与資料に記載している。
ださい

260

3.(7)-10

ダンパの誤閉で空調系が故障するのか、ま
空調系設備のが機能喪失したことによる手動停止
た、これが原子炉に外乱の与える有無を提示 を想定している。
ください。

（27/28）

事業者PRAモデル（伊⽅3号機）の適切性の確認のための質問事項への回答
2019年10⽉17⽇
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No.

事象者PRAモデルの適切性の確認項目

質問
管理NO.

②感度解析
261 a.感度解析で対象とした 3.(8)-1
項目及びその選定理由

262

3.(8)-2

263 b.感度解析結果

3.(8)-3

確認事項の質問事項

回答

・実施している感度解析は、PRAの中で用いられている仮定やモデルに関するものではな 感度解析ケースの選定理由及び選定プロセスは、く、将来想定され設備改造に関係する感度解 貸与資料に記載している。
析であり、本来の意味での感度解析ではない。本項目を選定した理由を提示ください。
同タイプの複数の弁の独立故障により発生しうる
余熱除去ポンプ吸い込み側におけるインターフェ
イスシステムLOCAの起因事象発生頻度において、SOKCの影響が特に大きいと考えられる。こ・SOKCは考えているか。考えていないのであのため、当該事象の発生頻度に対してSOKCの影
れば、考えなくてよい理由を提示ください。
響を調べ、炉心損傷頻度への影響を確認している。

・感度解析結果を提示ください。

感度解析結果は、貸与資料に記載している。

264

・常時運転している系統は、1月ごとに交互運転しているため、CCFを考慮する期間
発生頻度の算出においてCCFを考慮する期間についは1ヶ月のみとあるが、発生頻度の算出にて、次回のモデル改訂時に1年に見直す。
おいて、期間が1ヶ月でリセットする理由を提示ください。

265

PRAで期待している緩和設備のうち、出力運転中は次の機器が常時運転し、定期的に運転トレンを切り替える運用となっている。
・原子炉補機冷却水系
・海水系
・常時運転している系統の機器の運用を提・制御用空気系
示ください。（CCWS, SWS, IA等）
・空調用冷水系・制御用空気圧縮機室空調系
・安全補機開閉器室空調系
・蓄電池室排気系
・中央制御室空調系（28/28）