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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
A Probabilistic Safety Assessment Approach toward Identification of Information on Safety
Significant Adverse Events at Overseas Nuclear Power Plants＊
嶋田 善夫（Yoshio Shimada）

要約 原子力安全システム研究所（INSS）原子力情報研究プロジェクトで現在実施している海外
原子力発電所不具合情報分析の方法は，定性的な除外基準を定め，最終的には分析担当者の保有する原子力発電所に関する広範な知識に基づくエンジニアリング・ジャッジメントにより，重要な分析対象情報を抽出している．従って，安全上重要な不具合情報を効率的に抽出し分析できているとは，必らずしもいえない．本研究では，確率論的安全評価（PSA）に基づくシステムや機器の重要度指標（Fussell Vesely，Risk Achievement Worth）を用いて，安全上重要な不具合情報の抽出を試みた．PSAに基づくシステムや機器の重要度指標を計算することは，従来から行われているが，本研究の新しい点は，PSAに基づく重要度指標を用いて，システムや機器の重要度を５段階に色区分した一覧表と系統図を作成したことである．PSAの知識が全く無い情報分析担当者であっても，システムや機器の重要度を色区分した一覧表と系統図を参照し，不具合事象の根本原因となった機器が何色であるかを判定することは簡単にできる．その結果，不具合情報の根本
原因の機器さえ判明していれば，１つの不具合情報について，数分で重要度の判定が可能となった．
キーワード 確率論的安全評価，重要度指標，Fussell Vesely，Risk Achievement Worth，定性的除外基準，海外不具合情報Abstract
A method of analyzing information about adverse events at overseas nuclear power plants,
which is now being implemented under the Institute of Nuclear Safety System, Incorporated s Nuclear
Power Information Research Project, provides qualitative exclusion standards and ultimately identifies
important information for analyses through engineering judgment based on analyzers own extensive
knowledge of nuclear power plants. Accordingly, the method is not necessarily able to efficiently identify andanalyze safety-significant information on adverse events. This study attempted to identify safety-significant
adverse events information using probabilistic safety assessment (PSA)-based systems, as well as components
risk importance measures (Fussell Vesely, Risk Achievement Worth). Although PSA-based systems andcomponents risk importance measures have long been calculated, this study is the first to use PSA-based risk
importance measures, lists and system diagrams that color-code systems and components on a risk importancemeasure of one to five.The color-coded lists and system diagrams of systems and components in terms of risk
importance measures allow information analyzers, who have no knowledge of PSA, to easily identify what
colors of component have constituted the root causes of adverse events.As a result, the identification ofcomponent that has caused adverse event information enables analysts to determine the importance of a single
piece of adverse event information in a few minutes.
Key words

PSA, risk importance measure, Fussell Vesely, Risk Achievement Worth, qualitative exclusion
standard, information about adverse events at overseas

1.

はじめに

ジェクトで現在実施している海外原子力発電所不具合情報分析の方法は，定性的な除外基準を定め，最原子力安全システム研究所（institute of nuclear

終的には分析担当者の保有する原子力発電所に関す

safety system, incorporated, INSS）原子力情報研究プロ

る広範な知識に基づくエンジニアリング・ジャッジ＊ （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

88

メントにより，重要な分析対象情報を抽出している．

を条件付炉心損傷確率や条件付早期大規模放出確率

本研究の目的は，現在実施している抽出方法に加で評価するものである．しかし，この方法は，PSA

えて，確率論的安全評価（probabilistic safety assessment,に精通していないと評価することが困難である．また，

PSA）による定量的な抽出方法を導入することにより，

PSA に精通していても，一つの事象の評価に時間を安全上重要な海外不具合情報を定量的な判断基準に要する．従って，年間２〜３千件にもおよぶ入手情

基づいて，効率よく抽出する方法を開発することで報を ASP により評価することは，コスト／効果の観ある．また，PSA に関する知識を持っていない情報点から得策ではないと判断した．従って以下に記載

分析担当者であっても，PSA に基づく海外不具合情するような PSA によるシステムや機器の重要度指標

報の安全上の重要度を簡単に判定できる方法を開発

を用いて，単純に評価することとした．

することである．

PSA に基づくシステムや機器の重要度指標を計算

原子力発電所で実際に発生した事象の安全上の重することは，従来から行われているが，本研究の新要度を PSA により評価する方法としては，前兆事象

しい点は，PSA に基づく重要度指標を用いて，シス

評価（accident sequence precursor, ASP）があり，欧米

テムや機器の重要度を５段階に色区分した一覧表との規制当局が積極的に取り組んでいる．しかしこの系統図を作成したことである．PSA の知識が全く無方法は，PSA に精通していないと評価が困難である

い情報分析担当者であっても，システムや機器の重こと，および一つの事象の評価に時間を要すること

要度を色区分した一覧表と系統図を参照し，不具合

から，INSS は PSA によるシステムや機器の重要度指

事象の根本原因となった機器が何色であるかを判定(1)(2)(3)標（Fussell Vesely， Risk Achievement Worth）を用いて単純に評価することとした．

することは簡単にできる．
PSA を用いると，システムや機器の安全上重要度を定量的に順位付けすることが可能である．その重2.

現在 INSS で実施している不具合情報の抽出方法

要度指標としては，Birn Baum(1)(4)(2)(3)

Risk Achievement Worth(1)，
Fussell Vesely ，(2)(3)，
Risk Reduction Worthなどがある．それぞれの重要度指標の計算方法を，
米国原子力規制委員会（U.S. nuclear regulatory

表 1 に示す．このような重要度指標の本質的な意味は，

commission, U.S.NRC），原子力発電運転協会（institute

対象機器や対象システムの故障確率をオリジナルのof nuclear power operations, INPO），世界原子力発電事

値（機器故障率データベースから得られる値）から業者協会（world association of nuclear operators, WANO）

１あるいは０に変えた時に，炉心損傷頻度がどの程などから入手した海外原子力発電所不具合情報は，度変化するのか，つまり対象機器や対象システムの除外基準により，INSS 原子力情報研究プロジェクト

故障確率の変化に対する，炉心損傷頻度の感度を示の情報分析担当者が除外する．

すものである．不具合情報の抽出に用いる重要度

除外基準を通過した不具合情報は，情報分析担当

指標は，これらのうち Fussell

Vesely と Risk

者が詳細な検討を実施し，必要があれば国内プラン

Achievement Worth の２つを用いることとした．そのトに対して改善提言を行う．これらの除外基準は，

理由は，米国の原子力発電所では，既にリスク情報

これまで不具合情報を分析してきた我々の経験に基に基づく供用期間中試験とリスク情報に基づく品質

づいて，定性的，客観的に決めたものであるが，効保証活動において，これらの２つの指標を活用して率的に抽出し分析できているとは，必らずしもいえいる実績があること，また ASME はリスク情報に基ない．

づく供用期間中試験にこれら２つの指標を用いるこ(5)とを推奨していることによる ．

3.

PSA を活用した新たな重要情報抽出方法

Fussell Vesely は，対象機器やシステムの故障確率を０とおいた時（言い換えると，対象機器やシステ

発電所で実際に発生した事象の安全上の重要度をムが絶対に故障しないと仮定した場合）に，炉心損

PSA により評価する方法としては，ASP があり，米国，

傷頻度がどの程度低下するかを示す指標である．つフランス，ドイツの規制当局が中心に取り組んでいる．

まり Fussell Vesely の値が大きい機器は，改善対策のまた，近年，日本の規制当局も ASP を実施した例が効果が大きい機器である．Risk Achievement Worth は，ある．この方法は，それぞれの事象の安全上重要度

対象機器やシステムの故障確率を１とおいた時（言89

い換えると，対象機器やシステムがかならず故障す

重要度を分類するための閾値より大きく設定していると仮定した場合）に，炉心損傷頻度がどれほど増るが，システムの赤，青，黄，茶，緑の重要度分類

加するかを示す指標である．つまり Risk Achievementの考え方は，機器の重要度分類と全く同じである．

Worth の値が大きい機器は，安全上の重要度が高い機

また，図１の５段階に区分されたそれぞれの領域器である．また，２つの指標の持つ意味は，表２にに含まれるシステムや機器が持つ意味を表４に示す．

示す．

不具合情報の主な原因となったシステムや機器が，

これら２つの重要度指標を使用して安全上重要な

図１のどの範囲に入るかを判定することにより，そ機器かそうでないかの判定基準となる閾値についての不具合情報の重要度を判定する．従来の定性的なも複数の組織が値を示している．表３にそれらをま重要情報抽出方法に加えて，PSA による重要情報抽(6)-(9)．表３の中で例えば，Fussell Vesely の閾

出方法を用いることにより，安全上重要な不具合情値として，機器レベルで 0.005 という値を EPRI と報を抜け落ちなく，効率的に抽出し分析できるよう

NEI が推奨している．これは，対象機器の Fussellになる．図２は，現在用いている定性的な除外基準

Vesely の値が，0.005 を越えていれば，その機器は安と PSA による定量的な判断基準を組み合わせた，新全上の重要性が高いと判定し，対象機器の Fussell

しい不具合情報抽出方法の流れを示す．

とめた

きるものではなく，エンジニアリング・ジャッジメ
ントによりそれぞれの組織が，決定したものである．

RAW重要度Vesely の値が 0.005 以下であれば，安全上の重要性が低いと判定する．これらの値は，論理的に決定で

PSA解析者が、重要度が低いと判断してPSAモデルに組み込まなかった機器、あるいはCDFが計算打ち切り
値よりも小さいため切り捨てられたシステムや機器は、緑に分類する。

ステムレベル），FV=0.005（機器レベル），RAW=10（システムレベル），RAW= ２（機器レベル）をシス
テムあるいは機器の安全上の重要度を判定するための閾値として採用することとした．例えば，RAW=
２の機器は，故障確率を１（その機器が必ず故障する）とした時に，炉心損傷頻度がオリジナルの炉心損傷頻度の２倍となる．FV が 0.005 の機器は，故障確率を０（その機器が絶対に故障しない）とした時に，10 : システムレベル
２ : 機器レベル

従って，本研究においては，表３の中から FV=0.05（シ0.05 : システムレベル
0.005 : 機器レベル

F−V重要度

図１ システムまたは機器の５分類色区分(6)-(9)

炉心損傷頻度がオリジナルの炉心損傷頻度から 0.5％低下する．
図１は FV と RAW の２種類の重要度指標とそれぞ

不具合情報入手れの閾値により，システムや機器の重要度を５種類に色区分した．赤に分類される機器は，RAW が２より大きくかつ FV が 0.005 より大きい．青に分類される機器は，RAW が２以下かつ FV が 0.005 以下である．
黄に分類される機器は，RAW が２以下かつ F-V が0.005 を越える．茶に分類される機器は，RAW が２を越えかつ FV が 0.005 以下である．緑に分類される機器は，PSA 解析者が，重要度が低いと判断して
PSA モデルに組み込まなかった機器，あるいは CDF
が計算打ち切り値よりも小さいため切り捨てられた機器である．システムレベルの重要度の色分類については，１つのシステムは複数の機器から構成されるため，RAW と FV の値が，機器の RAW と FV より大きくなる．従ってシステムを分類するための RAWと FV の閾値は，それぞれ 10 と 0.05 であり，機器の総合的判断のポイント①除外基準により除外
可能な情報であっても、定量的重要度評価が、赤、茶、黄の場合は、除外の可否を慎重に判断する。
②逆に、除外基準により詳細分析が必要と考えられる情報であっても、定量的重要度評価
が、青、緑の場合は、詳細分析が必要か、慎重に判断する。

PSA による定量的重要度
評価実施

除外基準と定量的重要度評価結果
による総合的判断

分析対象
から除外

詳細な情報分析

図２ 定性的除外基準と定量的手法を組み合わせた新
しい重要不具合情報抽出手順

90

表１

重要度指標の計算方法

表３ 複数の組織が推奨するリスク重要度指標の閾値の例

B = F(1) - F(0)Birn Baum(1)(4)

リスク重要度指標

FV = [F(x) - F(0)]/F(x)Fussell Vesely(1)(2)(3)

Risk Achievement Worth(2)(3)

Risk Reduction Worth

RAW = F(1)/F(x)RRW = F(x)/F(0)F(1) は対象システムや機器の故障確率を１とした場合の炉心損傷頻度

Fussell Vesely−システムレベル−機器レベル
Risk Achievement Worth−システムレベル−機器レベル

損傷頻度

重要度
色区分

＞ 0.05（EPRI）＞ 0.001（ASME），0.005（EPRI，NEI）＞ 10（NRC）＞ 2（ASME，EPRI，NEI）

対象機器やシステムの故障確率を 1 とおいた時に，炉心損傷頻度の増加しやすさを判断する指標である．具体的には，下Risk Achievement Worth 記のことがいえる．
この指標の値が大きいシステム / 機器は，不具合が発生した場合の影響（炉心損傷頻度の増加）が大きい．

本研究で使用した確率論的安全評価
モデルとソフトウェア

味

赤

茶

対象機器のRAWが２より大きくかつFVが0.005以下．
対象システムのRAWが10より大きくかつFVが0.05以下．
対象システム／機器が故障した場合，炉心損傷頻度の増加が大きい．
対象システム／機器に改善対策を実施した場合，炉心損傷頻度の低下が小さい．

黄

対象機器のRAWが2以下かつFVが0.005より大きい．
対象システムのRAWが10以下かつFVが0.05より大きい．
対象システム／機器が故障した場合，炉心損傷頻度の増加が小さい．
対象システム／機器に改善対策を実施した場合，炉心損傷頻度の低下が大きい青

対象機器のRAWが２以下かつFVが0.005以下．
対象システムのRAWが10以下かつFVが0.05以下．
対象機器が故障した場合，炉心損傷頻度の増加が小さい．
対象システム／機器に改善対策を実施した場合，炉心損傷頻度の低下が小さい．

緑（１）炉心損傷への寄与が小さいと判断され，PSAのモデルに含まれないシステム／機器．
（２）PSAの計算の結果，炉心損傷への寄与が小さいため計算
打ち切りされたシステム／機器．
（３）格納容器の隔離機能に関係する機器等，出力運転中のレベル１PSAには，含まれないシステム／機器．

表２ Fussell Vesely と Risk Achievement Worth の持つ意味
対象機器やシステムの故障確率を 0 とおいた時に，炉心損傷頻度の低下しやすさを判断する指標である．具体的には，下記のことがいえる．
この指標の値が大きいシステム / 機器は，改善対策の効果（炉心損傷頻度の低下）
が大きい．

意

対象機器のRAWが２より大きくかつFVが0.005より大きい．
対象システムのRAWが10より大きくかつFVが0.05より大きい．
対象システム／機器が故障した場合，炉心損傷頻度の増加が大きい．
対象システム／機器に改善対策を実施した場合，炉心損傷頻度の低下が大きい．

F(x) はオリジナルの炉心損傷頻度4.

値

表４ ５分類色区分されたシステムや機器の持つ意味

F(0) は対象システムや機器の故障確率を０とした場合の炉心

Fussell Vesely閾(6)-(9)

本研究では，国内 4 ループ PWR プラントの出力運
転中レベル１ PSA モデルを使用した．PSA の計算手

題が完全に解決された現状においては，複雑なモデ法としては，フォールトツリーリンキング法とバウル化が要求されるバウンダリコンディション法を採

(10)

，本研

用する利点がないこと，およびフォールトツリーリ

究ではフォールトツリーリンキング法を用いた．フンキング法を採用した NRC の開発した PSA のソフトォールトツリーリンキング法は，システム間の従属

ウェア SAPHIRE

性をブール代数により数学的に厳密に取扱えるが，常に容易であることから，フォールトツリーリンキ

ブール代数で厳密に計算するため，コンピュータのング法を採用した．また，同種機器かつ同一故障モ

計算量は多くなる．従って 10 年程度過去には，このードの基事象は，相関を考慮した手法の計算時間が問題となっていたが，高速なブー起因事象は，①大破断冷却材喪失事故，②中破断冷

ル代数処理のアルゴリズムが開発され，パソコンの却材喪失事故，③小破断冷却材喪失事故，④外部電処理速度も飛躍的に向上した現在では，計算時間の源喪失事故，⑤主給水喪失事故，⑥２次冷却系の破問題は完全に解決されている．一方，バウンダリコ

断事故，⑦過渡事象，⑧蒸気発生器伝熱管破断事故，

ンディション法は，イベントツリーの定量化が分岐⑨補機冷却水の喪失，⑩手動停止，⑪余熱除去系冷確率の掛け算だけで計算できるため，コンピュータ

却材喪失事故，⑫スクラム不能過渡事象の 12 事象をの計算量は少ないが，システム間の従属性を解析者含む．事故シーケンス数，フォールトツリー数，基が注意深くモデル化する必要がある．計算時間の問

事象数は，それぞれ 431，115，3,344 である．

ンダリコンディション法の２種類があるが(11)が，無償で一般公開され入手が非

(12)

．

91

PSA による不具合情報の重要度判定
を簡単に行う方法

5.

表５ 一般的な PWR 機器重要度評価例
機器名称

FV

RAW

低圧注入ポンプB モーター冷却ライン 手動弁B

1.46--05

3.75-+00

1.46--05

3.75-+00

低圧注入系低圧注入 ポンプA冷却ライン 手動弁A

前々章で，PSA の重要度指標を不具合情報の重要

低圧注入系低圧注入 ポンプB冷却ライン 手動弁B度の判定に用いることを述べたが，PSA 報告書に一

余熱除去冷却器A冷却 ライン手動弁１A

般的に記載される重要度評価指標は，不具合情報の余熱除去冷却器A冷却 ライン手動弁２A分析に用いる等の特別な使用目的を意識して作成し余熱除去冷却器B冷却 ライン手動弁２Bたものではないので，図３や表５のような表現方法

余熱除去冷却器B冷却 ライン手動弁１B

主蒸気隔離系主蒸気 隔離弁A
主蒸気隔離系主蒸気 隔離弁Bが一般的である．不具合情報の重要度判定に，これ主蒸気隔離系破損側 SG逆止弁Aらの図表を直接用いることは作業能率が悪い．した

主蒸気隔離系主蒸気 隔離弁C
主蒸気隔離系主蒸気 隔離弁Dがって，機器やシステムが図 1 のどこに位置するの健全SGによる強制冷却

かによって，システムや機器の安全上重要度を５つ

主蒸気 逃がし弁

1.66--05
4.05--07
3.64--08
4.05--07
3.64--08
2.20--04
1.55--04
1.46--05
1.55--04
1.55--04
6.14--03
1.50--02

4.17-+00
1.17-+00
1.02-+00
1.17-+00
1.02-+00
2.73-+00
2.41-+00
1.15-+00
2.41-+00
2.41-+00
4.06-+00
1.51-+01の色区分で表現することとした．表６と表７は，それぞれシステムと機器の安全上重要度を色区分によ

表６ ５分類色区分（図 1 参照）によるシステムの重要度評価
システム名称り示した例である．さらに，図４，図５，および図６は，それぞれ，システム毎の安全重要度および蓄
圧注入システムと補助給水システムの機器毎の安全重要度を，系統図から直接判断できるように色区分

蓄圧注入系

FV

RAW

4.65--04

4.10-+02

1.61--03

8.27-+02

2.68--02

補助給水系
補助給水系ポンプ室空調

2.39--04

充てん系

1.39--02

格納容器スプレイ系

2.19-+04
4.14-+01
3.51-+03

したものである．これらの図表を使用することにより，補機冷却水系

PSA に精通していなくとも，海外不具合情報の主な

緊急ほう酸注入系

4.93--04

ほう酸タンク室空調

カットセット打ち切り

非常用所内電源系

4.32--03

3.51-+04
3.34-+03

原因機器さえわかれば，対象とする不具合情報の安1.36--03

1.66--02

1.58-+03
1.25-+00

2.44-+03

全上の重要度を簡単に判定できる．表８は，2003 年

安全防護系作動信号系

１月から 2003 年 12 月に入手した不具合情報の中の高圧注入系

1.50--02

高圧注入系ポンプ室空調

カットセット打ち切り

一部を，作成した図表を用いて安全上重要度の判定

制御用空気系

3.45--04

1.67-+02を実施した例である．その結果，不具合情報の主な

燃料取替用水ピット他注入モード共用部

7.38--02

4.18-+03

原因機器さえ判明していれば，１つの不具合情報について，数分で重要度の判定が可能であった．

低圧注入系

6.93--04

主蒸気隔離系

6.14--03

タービンバイパス系
主蒸気圧力制御系／主蒸気安全弁(破損ＳＧの隔離)
加圧器圧力制御系／加圧器安全弁

3

格納容器再循環サンプ他再循環モード共用部
ＳＧ強制冷却系(主蒸気逃がし弁)
RAW重要度

6.64--02
8.50--02
7.43--02
4.82--03

原子炉保護系

2.15--03
1.34--01

補機冷却水海水系

主蒸気逃がし弁元弁

1.82--02

9.71--07

タービントリップ系

4.56-+03
2.67-+02
4.06-+00
1.30-+04
9.41-+02
2.45-+03
8.62-+04
6.37-+02
1.21-+04
1.22-+00

2

表７ ５分類色区分（図 1 参照）による機器の重要度評価
所内用空気系統からのバックアップに失敗

機器名称
低圧注入ポンプB モーター冷却ライン 手動弁B
低圧注入系低圧注入 ポンプA冷却ライン 手動弁A
低圧注入系低圧注入 ポンプB冷却ライン 手動弁B
余熱除去冷却器A冷却 ライン手動弁１A

1

0

0.005

F-V重要度

図3 一般的なリスク重要度評価例

0.01

余熱除去冷却器B冷却 ライン手動弁１B
余熱除去冷却器A冷却 ライン手動弁２A
余熱除去冷却器B冷却 ライン手動弁２B
主蒸気隔離系主蒸気 隔離弁A
主蒸気隔離系主蒸気 隔離弁B
主蒸気隔離系破損側 SG逆止弁A
主蒸気隔離系主蒸気 隔離弁C
主蒸気隔離系主蒸気 隔離弁D
健全SGによる強制冷却
主蒸気 逃がし弁FVRAW

1.46--05

3.75-+00

1.46--05

3.75-+00

1.66--05
4.05--07
3.64--08
4.05--07
3.64--08
2.20--04
1.55--04
1.46--05
1.55--04
1.55--04
6.14--03
1.50--02

4.17-+00
1.17-+00
1.02-+00
1.17-+00
1.02-+00
2.73-+00
2.41-+00
1.15-+00
2.41-+00
2.41-+00
4.06-+00
1.51-+01

92

によるPWRシステムレベルの重要度評価
図4 5分類色区分（図1参照）

図5 5分類色区分（図1参照）
によるPWR蓄圧注入系の機器レベルの重要度評価
（A、
B、
C、
Dの4系列のうち2系列を示す）

93

によるPWR補助給水系の機器レベルの重要度評価
図6 5分類色区分（図1参照）

表８ 2003 年１月から 12 月の期間に入手した不具合事象のPSA による重要度評価結果例
発生年月日

プラント名

件

名

主な原因機器PSAによる
重要度色区分あっても，短時間で効率よく，定量的に，安全上の重要度の判定が可能であると期待される．なお，本研究は海外の原子力発電所で発生した不具合情報の2003年1月19日 サウステキサス・プロ 起動変圧器トリップに伴う北側母線停 分路リアクトル
ジェクト1号機
電による外部電源喪失
開閉器

抽出方法について述べてきたが，我が国の発電所で2003年2月27日 ビーバーバレー1号機 主給水ポンプ起動時における非常用母 非常用母線地路
線の喪失
過電流リレー

発生した不具合情報の抽出についても，本研究で開2003年3月10日 ワッツバー1号機 主変圧器コンデンサ形計器用変圧器の 主変圧器計器用接続コネクタへの湿分混入に伴う地絡 変圧器の発生による、原子炉自動トリップ

発した方法は，そのまま適用可能である．また，本2003年4月28日 インディアンポイン 出力遮断器開放に伴うタービントリッ SF6ガス絶縁母
ト2号機
プによる原子炉スクラム
線

研究は出力運転時の内的事象のレベル 1PSA を用いて，2003年5月12日 サマー

発電機出力遮断器開放による原子炉ト 発電機界磁遮断
リップ器の二次側断路器

機器を５段階に色区分した重要度分類表および重要

2003年4月4日

原子炉補機冷却水ポンプ遮断器の蓄勢バネ制御装置の不適切な組立て及び同制御装置のアームスプリング張力の減 原子炉補機冷却少に起因する同制御装置の接点が閉じ 水ポンプ遮断器
なかったことに伴う同遮断器投入不能による、同ポンプの起動失敗

カトーバ1号機

2003年12月17日サンオノフレ3号機 安全注入系の運転不能によるプラント 安全注入系遮断
停止操作の開始器度分類系統図を作成したが，他の PSA（レベル２ PSA，
レベル３ PSA，停止時，外的事象）あるいはプラン
トの自動トリップ確率，手動トリップ確率，手動停止確率，アンアベイラビリィティを評価するモデルを用いて，システムや機器の重要度を色区分した重

6.

まとめ

要度分類表および重要度分類系統図を作成することは可能である．

本研究では，安全上の重要度の高い不具合情報を定量的な方法により，効率よく抜け落ちなく抽出す7.

今後の研究課題る方法として，(1)PSA に基づく２種類の重要度指標（Fussell Vesely，Risk Achievement Worth）を使用して，本研究では，出力運転中のレベル１ PSA に基づく

システムおよび機器の安全上の重要度を５種類に色システムや機器の重要度分類を用いて，重要な不具区分した重要度分類表および重要度分類系統図を開合情報の抽出する方法を開発した．従って，出力運発した．(2) また，これらの図表を使用し，2003 年

転中のレベル１ PSA の中にモデル化された範囲のシの１月から 12 月に入手した海外原子力発電所の不具

ステムや機器に関する重要な不具合情報は抽出でき

合情報の一部について，安全上の重要度を実際に判るが，例えばプラントのアベイラビィリィティに関定した結果，不具合情報の根本原因機器が判明してする重要な不具合情報の重要度は低く判定され，結いれば，PSA に関する知識のない情報分析担当者で果的に除外されることになる．今後の研究計画は，

94

国内，海外の機器重要度分類の状況や考え方を整理した上で，プラントの安全性とアベイラビィリィテ
ィを加味した重要な不具合情報の抽出方法を開発する．
さらに，開発した方法についての制限，課題を整理する．

文献（１）H.E.Lambert,

Measures of Importance of Eventsand Cut Sets in Fault Trees,

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