外的事象に対する原⼦⼒発電所の安全対策とリスクマネジメント（2）事業者における取り組み
2021年9月8日

関⻄電⼒株式会社
国政 武史
鈴江 和昌
⻄川 武史

外的事象を踏まえた原⼦⼒発電所の設計について

1

2011年の東北地⽅太平洋沖地震により発⽣した過酷事故を踏まえて策定された新規制基準の規定に基づき、外的事象（地震、津波、外的⽕災、⻯巻等）に対しても、様々な対策を⾏ってきた。

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地震に係る対応 〜基準地震動の⾒直し〜

2

震源を特定して策定する地震動○高浜発電所の基準地震動策定において、これまでは、FO-A〜FO-B断層および上林川断層を検討用地震としていたが、FO-A〜FO-B断層については熊川断層との３連動を考慮することとした。
■敷地及び敷地周辺の微動観測データ等を用いて、地震動評価に用いる地盤モデルを作成し、断層上端深さ３ｋｍを基本ケース（従来は４ｋｍ）として、FO-A〜FO-B断層と熊川断層との３連動および上林川断層について地震動評価を実施。

・Ｓｓ－１を変更
５５０ガル→７００ガル（高浜発電所）
・断層モデル波より４波を追加（Ｓｓ－２〜５）震源を特定せず策定する地震動○震源を特定せず策定する地震動について、以下の基準地震動を採用。
・2000年⿃取県⻄部地震、 賀祥ダムの観測記録
・2004年北海道留萌⽀庁南部地震を考慮した地震動

・これら２地震をＳｓ－６、Ｓｓ－７として追加

今後とも、敷地の地震観測の充実や微動観測の充実による地盤モデルの高精度化、地震動評価に関する知⾒収集を継続的に⾏う。
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津波警報が発表されない可能性のある津波への対応

3

事象及び対策の概要
・当初、高浜発電所では、大津波警報が発表された後、取⽔路防潮ゲートを閉⽌する対策であった。
・警報が発表されない場合であっても、引き波により海⽔ポンプの取⽔可能⽔位を下回らないよう、津波が敷地に遡上しないよう、対策を講じた。
・基準津波として設定している津波に加えて、新たに津波警報が発表されない可能性がある津波として「隠岐トラフ海底地すべり」（単独）による津波を設定する。

・潮位計等の追加設置、取⽔路防潮ゲートの運用変更等を⾏った。
・想定津波高さのうち、引き波時の⽔位下降側の値を、厳しい側へ変更した。（例、１号機︓－1.8m→－2.1ｍなど）・運用変更等により、海⽔ポンプの取⽔性能への影響や敷地への遡上がないことを確認した。
＜取⽔路防潮ゲート正⾯図＞

・発電所構内の潮位計（全４台）のうち２台以上で津波襲来と判断した場合、取⽔路防潮ゲート閉⽌等の操作を実施

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⻯巻に係る対応 〜飛来物防護対策など〜

4

事象及び対策の概要○安全上重要な施設を⻯巻から防護するために、設計⻯巻の最大⾵速を９２m/sとした。
さらに安全側に１００m/sにて、⻯巻荷重に対する健全性を確認。
○⻯巻による飛来物の発⽣を防⽌するため、飛来物源となる資機材の固縛対策を実施。（飛来物の飛散防⽌対策）○加えて、設計飛来物※の衝突を想定した場合においても、安全上重要な屋外設備の健全性を維持するための防護対策を実施。（飛来物の防護対策）※原⼦⼒発電所の⻯巻影響評価ガイドに基づき鋼製材（質量１３５ｋｇ）を設定（海⽔ポンプエリアの飛来物防護対策の例）
設置後

設置前

＜上 ⾯＞
ネットで飛来物の衝突時の衝撃を吸収

海⽔ポンプ
＜側 ⾯＞
鋼板で飛来物の貫通を阻⽌

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大⼭⽕⼭の噴⽕に伴う降下⽕砕物の層厚評価の⾒直し対応

5

事象及び対策の概要
・⽂献調査、地質調査、降下⽕砕物シミュレーション（Tephra2）及び越畑地点のＤＮＰ評価層厚と距離の関係（大⼭⽕⼭から越畑地点及び各発電所までの距離）をもとにした検討結果から、発電所運用期間中における敷地の降下⽕砕物の層厚を設定した。
・この降下⽕砕物の層厚に対して、発電所の建屋や設備が降下⽕砕物の重量に耐えられること、建屋内の機器の吸気や排気に影響がないことを確認した。
（例）屋外タンクの屋根板の溶接部補強、非常用DGフィルタの取替・清掃周期の⾒直し［降下⽕砕物※１の最大層厚］
発電所

⾒直し前噴出規模

⾒直し後層厚

噴出規模

美浜発電所
高浜発電所
大飯発電所

層厚２２ｃｍ※２５km3１０ｃｍ

１１．０km3２７ｃｍ※２２５ｃｍ※２※１︓⽕⼭が噴⽕した際に噴出する⽕⼭灰や⽕砕流など※２︓
当初申請した各発電所層厚は、美浜１５ｃｍ、高浜２５ｃｍ、大飯２２ｃｍであったが、原⼦⼒規制庁との議論を踏まえ、シミュレーション検証結果に加え、越畑地点の層厚が２５ｃｍであることをもとに、大⼭⽕⼭と各発電所の距離をもとにした層厚に⾒直した。

大⼭〜越畑地点の距離、ＤＮＰ評価層厚をもとに、大⼭〜各発電所の距離をもとにした層厚を算出する。
【算定式】
各発電所の層厚＝(大⼭〜越畑間距離/大⼭〜発電所間距離)
× 25cm（越畑地点の層厚）

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SA対策に係る訓練について

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・SA手順や大規模損壊時の手順を用いた訓練を継続的に実施することで、対応要員（社員及び協力会社社員）の操作に係る力量維持向上に努めている。
・また、重大事故等発生時にも確実に対応できるよう、悪天候や高線量下といった各種状況を想定した訓練を実施している。
・訓練実施後は反省事項の抽出を行い、手順等にフィードバックを行うことでSA対策の更なる実効性向上に努めている。
大容量ポンプ設置に係る訓練

可搬式代替低圧注⽔ポンプに係る訓練

ホース展張に係る訓練●高浜発電所における教育・訓練実績
Ｈ２３年度

Ｈ２４年度

Ｈ２５年度

Ｈ２６年度

Ｈ２７年度

Ｈ２８年度

Ｈ２９年度

Ｈ３０年度

教育・講習受講者
人数 (延べ人数)

約４８０人

約1,300人

約1,200人

約1,600人

約2,500人

約2,800人

約2,700人

約2,600人

訓練回数

約２８０回

約４００回

約８００回

約1,500回

約８９０回

約2,900回

約3,100回

約2,500回

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PRAの概要について

7

原⼦⼒発電所を取り巻く各種ハザードを要因として、発⽣する可能性のある事象（起因事象）から炉⼼損傷事故に⾄る頻度などについて、リスクとして定量的に評価する⼿法
内部事象

各種ハザード起因事象の発⽣

ヒューマンエラー
機器の故障

・原⼦炉冷却材喪失・外部電源喪失
・補機冷却⽔喪失 等

結果（事故）
・炉⼼損傷
・格納容器破損・放射性物質の放出等＋
外部事象

緩和設備の失敗
地震

⽕災

溢⽔

津波

「⽌める」、「冷やす」、「閉じ込める」機能の故障等

各々の結果（事故）に⾄る事故シナリオや各リスクの定量化が可能●発電所の安全レベルの定量的な確認が可能●炉⼼損傷事故等に⾄る頻度を指標として、事故シナリオの発⽣頻度や機器・系統の重要度の定量的な⽐較が可能

PRAの種類【評価する範囲】－レベル1︓

炉⼼損傷頻度（性能⽬標︓10-4/年）－レベル1.5︓格納容器破損頻度（性能⽬標︓10-5/年）－レベル2︓

Cs-137の放出量100TBq超となる頻度（安全⽬標︓10-6/年）－レベル3︓

環境影響【ハザードの分類】－内部事象︓（機器の偶発的故障、人的過誤など）－外的事象︓地震、津波、⽕災、溢⽔ など【運転状態の分類】－出⼒運転時、－停⽌時

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高浜３号機 安全性向上評価の届出書 PRAの評価結果

8

PRAの評価対象範囲・評価結果について 今回のPRA評価としては、異常事象(起因事象)の発⽣を発端とし、炉⼼損傷に⾄る評価(レベル1PRA)から、放射性物質の放出量・発⽣頻度の評価(レベル2PRA)等までの評価を実施している。
 また、その異常事象を発⽣させる要因として、内部事象、地震、津波を対象に実施している。
放射性物質

異常事象

評価

炉⼼損傷する頻度の評価

格納容器機能喪失する頻度の評価

PRAの分類

レベル１

レベル1.5

内部事象

出⼒時

7.2E-7

1.7E-7

1.7E-7停⽌時

6.8E-7－－

外部事象

地震

1.1E-7

6.6E-8

6.6E-8津波

1.6E-7

1.2E-7

1.2E-7

9.9E-7

3.6E-7

3.6E-7合計

放射性物質の放出量・発⽣頻度の評価

レベル２

Cs137放出量100TBqを超過する頻度

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安全性向上評価におけるPRAの分析について（レベル１〜２PRA）

9 高浜発電所3号炉に対する安全性向上評価のうち、PRA(確率論的リスク評価)の分析結果をまとめたものである。
 この分析に当たっては、新規制基準の適合のための設置変更許可申請の際にPRAを実施して以降、SA対策のモデル化やインプットデータの⾒直しを進めてきたモデルを用いて、以下に⽰す分析を実施している。
分析①︓SA対策の効果の把握(Lv１,1.5)
SA対策の考慮の有無によるPRA結果の⽐較および重要度指標(RAW※1)の分析により、リスク低減に大きく寄与しているSA対策と、その効果を確認した。

【PRA結果の分析】
設置許可時のPRA結果

より現実的な評価モデル構築
やインプットデータ⾒直しなどSA対策を考慮しない
PRA結果

SA対策を考慮した
PRA結果

【分析①】
定量結果の⽐較、RAWの分析により、リスク低減に寄与しているSA対策と、その効果の確認【分析②】
リスク寄与の大きな事故
シナリオ、FVの分析により更なる安全性向上策の検討を実施

分析②︓更なる安全性向上策の検討(Lv１~２)
SA対策を考慮したPRA結果(CDFおよびCFFの結果)から、リスク寄与の大きな事故シナリオおよび重要度指標(FV※2)の分析により、更なる安全性向上対策案について、規制要求として実施を計画している対策も含め、検討を実施した。

※１ RAW︓ある機能が必ず喪失するとした場合のリスクの増分割合（ある機能(対策)による、リスク改善効果を確認）※２ FV ︓ある機能の喪失が、リスクに占める割合（信頼性向上対策により、高い効果を期待できる機能を抽出）(参考)安全⽬標との⽐較
内部事象、地震、津波のCDF、CFFの合計については、安全⽬標（性能⽬標）の、CDF︓10-4/年程度、CFF︓10-5/年程度、100TBq (Cs137)を超える頻度︓10-6/年程度、を下回る結果となった。しかしながら、今回の評価では対象としていないリスク（⽕災、溢⽔など）もあり、この結果に満⾜することなく、今後も継続的かつ⾃律的にリスクマネジメントを充実させることにより、更なる安全性向上に努めていく。
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分析①︓SA対策の効果の把握（レベル１、1.5 PRA）

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 これまでに、平成25年7⽉に施⾏された新規制基準対応としての対策ならびに⾃主的な安全性向上対策として、種々のハード･ソフト⾯の対策を実施し、プラントのリスク低減のための取組みを⾏っている。
 今回の安全性向上評価においては、分析①として、プラントの炉⼼損傷等のリスクの低減に寄与している対策（実施済みの対策）とその効果について、PRAを用いて把握する。
 具体的には、SA対策を考慮したPRAとそれを考慮しないPRAの結果ならびに、リスク重要度指標としてRAW（※）の分析を⾏うことで、主にリスク低減に大きく寄与している対策とその効果を確認したものである。

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分析①︓SA対策の効果の把握（レベル1PRA）
レベル
1PRA

SA対策未考慮

①
内部事象
PRA
(出⼒時)

SA対策考慮

1.4E-05

②
内部事象
PRA
(停⽌時)

7.9E-04

リスク低減に大きな寄与をしている対策

7.2E-07• 2次系強制冷却※• フィードアンドブリード※• 空冷式⾮常⽤発電装置

約1/19

主なリスク要因である「2次冷却系からの除熱機能喪失」等に対して、主に上記の対策がその低減に寄与している。

6.8E-07• 恒設代替低圧注水ポンプ• ２次系強制冷却※• 代替再循環※

約1/1000

主要なリスク要因である「原⼦炉冷却材の流出」に対して、主に上記の対策がその低減に寄与している。

• ２次系強制冷却※• 空冷式⾮常⽤発電装置

③
地震PRA

3.7E-07

1.1E-07
約1/3④
津波
PRA

4.0E-05

1.6E-07
約1/250

出⼒時合計(①+③+④)11

5.4E-05

9.9E-07

主要なリスク要因である、地震による「全交流電源喪失」や「原⼦炉補機冷却機能喪失」等に対して、主に上記の対策がその低減に寄与している。

• 防潮ゲート• 開口部止水対策(シール)• ２次系強制冷却※
主要なリスク要因である、津波による「全交流電源喪失」に対して、主に上記の対策がその低減に寄与している。

約1/55
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※東日本大震災以前より⾃主的に整備されていた対策

分析①︓SA対策の効果の把握（レベル1.5PRA）
レベル
1.5PRA

SA対策未考慮

⑤
内部事象
PRA
(出⼒時)

1.4E-05

SA対策考慮

12

リスク低減に大きな寄与をしている対策
・格納容器内⾃然対流冷却(CCW通水)※・格納容器内⾃然対流冷却(海水通水)・恒設代替低圧注水ポンプ

1.7E-07 CDFの低減、また主なリスク要因である「過圧破損」
約1/82に対して、主に上記の対策がその低減に寄与している。
・代替制御⽤空気供給(窒素ボンベによるアニュラス空気浄化系の排気弁開放)

⑥
地震
PRA

3.7E-07

6.6E-08
約1/5

CDFの低減、また主なリスク要因である「過圧破損」
に対して、主に上記の対策がその低減に寄与している。
・格納容器内⾃然対流冷却(海水通水)・格納容器内⾃然対流冷却(CCW通水)※

⑦
津波
PRA

4.0E-05

1.2E-07 CDFの低減、また主なリスク要因である「過圧破損」
約1/330

出⼒時合計(⑤+⑥+⑦)

・恒設代替低圧注水ポンプ

5.4E-05に対して、主に上記の対策がその低減に寄与している。

3.6E-07 約1/150
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※東日本大震災以前より⾃主的に整備されていた対策

分析②︓更なる安全性向上策の検討（レベル１、1.5PRA）

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現状のプラントの安全性を更に向上するための効果的な対策の検討を⽬的とし、リスク寄与が大きなものから優先的に検討するため、SA対策後のPRA結果（事故シーケンスグループ別のCDF等）から、以下のフローにより検討対象を選定し、追加措置案の検討を⾏った。
レベル1PRA評価結果

レベル1.5PRA評価結果(事故ｼｰｹﾝｽｸﾞﾙｰﾌﾟ別CDF)(CV機能喪失ﾓｰﾄﾞ別CFF)

10-6/炉年以上

10-7/炉年以上

Yes

10-7/炉年以上
かつ全CDF※1の20%以上

No No

10-8/炉年以上
かつ全CFF※1の20%以上

ステップ②
リスク寄与の大きな事故シナリオやFV重要度
分析結果を用いて、更なる安全性向上対策案を検討(規制要求により実施計画中の対策

Yes
①

Yes

No

No

ステップ①
リスク評価上重要な事故ｼｰｹﾝｽｸﾞﾙｰﾌﾟと格納容器(以下、CV)機能喪失ﾓｰﾄﾞを抽出

Yes
重要度※2に応じて有効な対策の検討を⾏う
とともに、リスク情報の活用についても進めていく。

②※1︓ 内的出⼒時、内的停⽌時、地震、津波のうち、評価対象とした各PRAの中でのリスク合計値※2︓ 『原⼦⼒発電所におけるシビアアクシデントマネジメントの整備及び維持向上に関する実施基準︓2013』 において、重要度「高」「中」「低」の事業者の対応が記載されており、これを参考に対応を実施する。なお、CV機能喪失モードについては、横軸が一桁ずつ低い値を閾値として設定

ＣＤＦへの寄与割合（％）

追加措置案の検討対象外

重要な事故ｼｰｹﾝｽｸﾞﾙｰﾌﾟまたはCV機能喪失ﾓｰﾄﾞを抽出し、重要度※2に応じた有効な対策を検討を含む)

高504030

低中2010低10-710-610-510-4

事故ｼｰｹﾝｽｸﾞﾙｰﾌﾟ毎の発⽣頻度(/炉年)

注︓CV機能喪失モードは横軸が1桁小さい
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重要な事故ｼｰｹﾝｽｸﾞﾙｰﾌﾟの抽出と重要度分類(高浜３号機の例)

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PRAの結果から、事故ｼｰｹﾝｽｸﾞﾙｰﾌﾟ毎、CV機能喪失モード毎のリスク評価値を整理し、それぞれのCDF/CFF値および全事故ｼｰｹﾝｽｸﾞﾙｰﾌﾟ/CV機能喪失ﾓｰﾄﾞに対する寄与割合から、下表のとおり、重要な事故ｼｰｹﾝｽｸﾞﾙｰﾌﾟ等を抽出した。（ピンク⾊ハッチング部︓重要度「高」、緑⾊ハッチ
ング部︓重要度「低」）【レベル１．５ＰＲＡ】【レベル１ＰＲＡ】
事故ｼｰｹﾝｽｸﾞﾙｰﾌﾟ

内部事象
(出⼒時)

内部事象
(停止時)

地震

津波

2次冷却系からの除熱機能喪失

9.6E-84.4E-93.0E-9ε

全交流電源喪失

1.4E-7

1.1E-7

6.6E-8

1.6E-8

格納容器隔離失敗

7.2E-8

3.2E-93.2E-8

1.2E-7(75.0%)

⽔素燃焼原⼦炉補機冷却機能喪失
原⼦炉格納容器の除熱機能喪失

5.3E-9ε

原⼦炉停⽌機能喪失

1.1E-9

1.3E-9

ECCS注⽔機能喪失

3.3E-7(45.8%)

1.1E-9

ECCS再循環機能喪失5.4E-83.0E-12

格納容器バイパス

2.2E-8

崩壊熱除去機能喪失(停⽌時)

1.5E-7(22.1%)

原⼦炉冷却材の流出(停⽌時)

4.1E-7(60.3%)

反応度の誤投⼊(停⽌時)

9.1E-9炉⼼損傷直結事象
合計

7.2E-7

6.8E-7

CV機能喪失ﾓｰﾄﾞ

内部事象
(出⼒時)

地震

津波

原⼦炉容器内⽔蒸気爆発

2.7E-11

ε2.1E-12

1.4E-82.2E-8(33.3%)

2.5E-8(20.8%)εεε

1.3E-7（76.5%)

3.8E-8(57.6%)

8.7E-8(72.5%)

ベースマット溶融貫通

2.7E-9

1.5E-9

1.6E-9⽔蒸気蓄積によるCV先⾏破損

4.2E-93.1E-103.0E-9原⼦炉容器外⽔蒸気爆発

3.4E-10

3.7E-124.7E-11

格納容器雰囲気直接加熱

000

⽔蒸気・非凝縮性ガス蓄積による過圧破損

ｲﾝﾀｰﾌｪｰｽｼｽﾃﾑ LOCA

4.0E-9蒸気発⽣器伝熱管破損

1.8E-82.0E-93.0E-11

過温破損

6.5E-11

3.2E-11

1.5E-10εεε

溶融物直接接触
5.0E-91.7E-8

1.1E-7

1.6E-7

地震によるCV先⾏機能喪失
合計

注︓εは無視小(0.1%未満)。 また、重要な事故ｼｰｹﾝｽｸﾞﾙｰﾌﾟ等として抽出されるものを対象に、その割合を記載。

3.0E-91.7E-7

6.6E-8

1.2E-7The Kansai Electric Power Co., Inc.

抽出された安全性向上対策の整理(高浜３号機の例)

15

高浜3号機のPRA結果に対し、リスクに対して寄与の大きな事故ｼｰｹﾝｽｸﾞﾙｰﾌﾟ等に着⽬し、以下のとおり、ハード⾯、ソフト⾯の両⾯で安全性向上対策を抽出した。

ハード面(1)RCPシャットダウンシール（⾃主的対策）SBO時等のRCPシールLOCA発⽣リスクの低減によるCDF、CFFの低減が期待。地震・津波も同様の効果がある⾒込み。

(2) 格納容器(特重)スプレイ＋フィルタベント（規制要求対応）
CVの過圧破損リスク低減によるCFF低減が期待(過圧破損モードの割合は全CFFのうち約50〜70%であり寄与が大きい)。

第3段シール
第2段シール
第1段シールシャットダウンシール

RCPの軸
シール⽔を注⼊するポンプ

フィルタ
ベント

大気放出フィルタ

特重スプレイ

⽔源

⽔源

ソフト面

運転操作・事故時の活動において、さらなるプラントの信頼性・安全性向上のため、以下を実施。
・健全性確認⼿順の追加による設備の信頼性向上
・運転員を対象とした運転操作訓練や、緊対要員訓練の教育・訓練プログラム策定等への活用（代表的事故シナリオに登場する操作失敗等を、教育や訓練を通じて、把握すること⾃体が、リスク活用の一環であり、こういった活動を踏まえ、よりよいリスク活用について、検討していく。）

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