本資料は英語原文の資料を原子力リスク研究センターにて仮訳したものです。

原子炉監視プロセス
Mark A. Cunningham
NRRC Workshop on

Risk-Informed Decision Making: A Survey of U.S. Experience
Tokyo, Japan, June 1-2, 2017

Nuclear Risk Research Center, CRIEPIThe B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA

はじめに
米国NRCは、1990年代後半に原子炉検査プログラムを修正した• 外部の重大な懸念事項に応える目的であり、• 方法は以下のとおりである。
• 定量的解析を重視する（可能な場合）• 公開方式でレビュー及び討議を行う（必要に応じて、採択する）• 納得できる完成度

リスク解析は、以下に用いられる重要な情報になる• 何をどの程度の頻度で定期的に検査するかの定義付け• 特定の重要な設備のパフォーマンス評価• 検査指摘事項の重要度の決定

定期的な公開レビュー• 個々の事業者パフォーマンスに関する情報を提供する• 以下に関する決定を支援する• 追加検査
• 関連する規制上の活動

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2The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA主な歴史的経緯• 米国NRCの検査プロセスの再設計• 1990年代後半から 2000年代初め• NRC及び米国の原子力産業界は概ね安定した姿に発展していた• 確率論的リスク解析の範囲を拡大した利用が奨励された• NRCの検査及び施行プロセスについて、以下に関する懸念が発生した• 安全上最も重要な問題に焦点が当てられていないことがある• 措置及び結果が重複している• 過度に主観的で、場合によっては理解できず予見できないようなやり方でNRCの措置が講じられることがあった• NRCは大規模な再設計努力を行った• その結果、新たな「原子炉監視プロセス」が生まれた

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3The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLAROPの主要要素
原子炉監視プロセス（ROP）では、トップダウン式の規制枠組みを用いて、事業者のパフォーマンスをどう評価するかを定義付ける
以下を用いて各事業者のパフォーマンスを評価する• 定量的情報• 定性的情報「アクションマトリクス」を用いて、規制上の活動を決定する
措置を実施する – 各事業者の今後のオーバーサイトに変更を加える

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4The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLAトップダウン式の規制枠組み
原子力発電所における公衆の健康と安全の確保

NRCの安全使命
戦略的パフォーマンス分野

原子炉安全

コーナーストーン

横断的要素

起因事象

緩和系

バリア健全性ヒューマン
パフォーマンス

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放射線防護

緊急時対応
計画

従業員被ばく安全

安全を重視した作業環境

5

公衆被ばく安全

安全保障

核物質
防護

問題を発見是正する仕組み

The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA

検査指摘事項及びパフォーマンス指標（PI）のレビュー及び重要度の定義付けコーナーストーン

パフォーマンス指標（PI）の結果

基本検査の結果

重要度決定プロセス(SDP)

PRA関連指標∆ CDF < 1X10-6
重要度閾値

ここで使われるSPARモデル

1X10-6 < ∆ CDF < 1X10-5
1X10-5 < ∆ CDF < 1X10-4

重要度閾値

∆ CDF > 1X10-4

規制対応マトリクス

規制当局の対応

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6The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLAパフォーマンス指標（PI）
原子炉安全

放射線防護

起因事象

緩和系

バリア健全性

緊急時対応
計画

予期しない停止

非常用交流電源原子炉冷却系の特有な挙動

訓練／演習のパフォーマンス

通常の熱除去機能が喪失する
スクラム

高圧注入

原子炉冷却系の漏洩

熱除去

緊急時対応組織（ERO）
訓練への参加

安全保障

従業員
被ばく安全

公衆被ばく
安全

核物質
防護

職業被ばくの制御効果

放射性排出物防護区域の機器

警報通知系

予期しない出力変化
残留熱除去

PRA関連指標
支援冷却水

安全系の機能損傷

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7The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLAパフォーマンス指標（PI）
緩和系のパフォーマンス指標（PI）、非常用交流電源系

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8The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA

検査指摘事項の重要度評価 －重要度決定プロセス（SDP）
目標• 利用可能なリスクの知見を適切に用いて、検査指摘事項の安全上または核セキュリティ上の重要度を決定すること• 検査指摘事項の潜在的な安全上または核セキュリティ上の重要度を伝達するための、客観的且つ共通の枠組みを全ての利害関係者に提供すること• 検査指摘事項に関連する適時の評価及び／または強制措置に対する根拠を示すこと

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9The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA重要度決定プロセス
プロセス• 検査指摘事項を取りまとめる• 重要度（スタッフによる初期評価）を [SPAR（Standardized Plant AnalysisRisk） モデルを用いて] 評価する
• 初期評価に関する事業者意見を聴取する• 重要度を [SPARモデルを用いて] 最終決定する• 最終決定書簡を交付する• 事業者に異議申立ての機会を与える

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10The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLAリスク解析及びSPARモデル
1990年代後半に事業者が利用していたPRAには、以下の重大な欠陥があった。
• 複数のリスクアプローチ及びソフトウェアツールの存在• PRA標準は策定が始まったばかりであった。

• 事業者間に著しいばらつきがあった。
• 米国NRCへの提出が義務付けられていなかった。

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11The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLAリスク解析及びSPARモデル
検査指摘事項の重要度評価のためのリスク解析には、以下の重要な制約が課された。
• 「ユーザーが使いやすい」モデル• 一貫したモデル化アプローチ• スタッフの増員• 能力（上級原子炉分析官（senior reactor analyst））• 訓練

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12The B. John Garrick Institute for the Risk SciencesUCLA

リスク解析及びSPARモデル
SPARモデルは著しく進化した。
• ROP導入以前の初期開発段階• 一般的（プラント固有ではない）問題の影響評価に向けた「単純化」モデル• ROP導入後• SPARモデルは以前より優れた代替手段を提供するようになった。

• モデルは進化し続けている。
• 外的ハザード（重要であることが判明したもの）• 停止時• 事故影響（レベル2 PRA）

• 以下との一貫性向上に向けて現在比較が行われている。
• プラント固有のPRA• 標準

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13The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLAパフォーマンス情報と規制措置規定のまとめ
別表5 – アクションマトリクス
規制対応コラム

コーナーストーン低下コラム

評価インプット（パフォーマンス指標（PI）及び検査指摘事項）が緑、コーナーストーンの目標が全面的に達成されている

戦略的パフォーマンス分野の（異なるコーナーストーンにおける）1つま
たは2つのインプットが白、コーナーストーンの目標が全面的に達成されている

規制当局のパフォーマンスミーティング

なし

事業者の行動事業者の是正措置

支部長（BC：Branch Chief）または部門長（DD：Division Director）と事業者の会議
NRCのオーバーサイトを伴う、事業者の根本原因評価及び是正措置

戦略的パフォーマンス分野のコーナーストーンの1つが低下（インプッ
ト2つが白またはインプット1つが黄色）若しくは戦略的パフォーマンス分
野のインプット3つが白、コーナーストーンの目標は達成されており、安全パフォーマンスが緩やかに低下DDまたは地域局長（RA：RegionalAdministrator）と事業者の会議

複数の／反復的コーナーストーン低下コラム
コーナーストーンの反復的低下、コーナーストーンの複数の低下、インプットが複数の黄色または、インプット1つが赤、コーナーストーンの目標は達成されており、安全パフォーマンスに長期的な問題または重大な低下が見られる。
RA（または運営総局長（EDO））と事業者の上級管理職の会議

NRCのオーバーサイトを伴う、事業者の累積根本原因評価

NRCのオーバーサイトを伴う、事業者のパフォーマンス改善計画

NRCのオーバーサイトを伴う、事業者のパフォーマンス改善計画／再稼働計画

NRCの検査リスク情報を活用した基本検査プログラム

基本検査及び補足検査手順書
95001

基本検査及び補足検査手順書
95002

基本検査及び補足検査手順書
95003

基本検査及び実施可能な補足検査並びに、再稼働チェックリストに準ずる特別検査

規制当局の行動なし

補足検査のみ補足検査のみCAL/ORDER は NRC の 再 稼 働 承
認を要求

評価書簡

BCまたはDDによる評価報告書のレビュ ー／署名（検査 計画書を伴う）

DDによる評価報告書のレビュー／
署名（検査計画書を伴う）

RAによる評価報告書のレビュー／
署名（検査計画書を伴う）-10 CFR 2.204 DFI-10 CFR 50.54(f)書簡- CAL/ORDER
RAによる評価報告書のレビュー／
署名（検査計画書を伴う）

年次パブリック・ミーティング

SRIまたはBCと事業者の会議

BCまたはDDと事業者の会議

RA（または被指名者）と事業者のパフォーマンス討議ミーティング

RAまたはEDOと事業者の上級管理職のパフォーマンス討議ミーティング

委員会の関与なし

なし

なし

AARMでのプラント討議

情報伝達

対応

結果

事業者対応コラム

許容不能パフォーマンスコラム

IMC 0350 プロセス

全体的に許容不能なパフォーマンス。この状態でのプラント運転は許可されない。許容不能な安全裕度

プラントは停止状態で、IMC 0350
プロセスに基づくパフォーマンス問
題が発生

委員会と事業者の上級管理職の会
議RA（またはEDO）と事業者の上級管理職の会議

適 用 な し 、 RA （ ま た は 0350 委 員長 ） に よ る 0350 関 連 書 簡 の レ
ビュー／署名適用なし、0350委員長は定期的に公開ミーティングを実施する委員会と事業者の上級管理職の会
議

要請に応じた委員会の会議、場合によっては再稼働の承認

安全重要度が高くなる ・・・・・・・・・＞

注記1：複数の／反復的コーナーストーン低下コラム及びIMC 0350コラム内のCAL以外のプラントの規制上の活動は、規制当局の義務的行動ではない。ただし、地域事務所は、事業者のパフォーマンスに関する新たな重要な情報が入手可能になる時点で、この規制上の活動を全て検討するべきである。
注記2：IMC 0350プロセスコラムは、あくまでも参考目的で記載されており、事業者のパフォーマンスの最低レベルを必ずしも示すものではない。IMC 0350のオーバーサイトプロセスに従うプラントは、ROPの規制対応マトリクスの保護外にあるとみなされる。詳細については、IMC 0350「パフォーマンス問題で停止状態の操業中原子炉施設のオーバーサイト」を参照。

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14The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA規制対応マトリクス（単純化バージョン）
事業者のパフォーマンス低下
事業者の対応評価インプットが全て緑規制当局の対応

コーナーストーン低下

複数の／反復的コーナーストーン
低下

許容不能なパフォーマンス

異なるコーナーストーンのインプットが1つ白またはインプット2つが白

1つのコーナーストーンのインプット
2つが白
インプット1つが黄色
インプット3つが白

インプット複数が黄色
インプット1つが赤プラントの運転は許可されない

通常の基本検査

NRCの追加検査強化
~ 40時間~ 200時間

5x

Nuclear Risk Research Center, CRIEPI< 3,000 時間

認可活動の修正、一時中止または撤廃の命令

> 10x
15

The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA

措置の実施米国NRCの検査マニュアル （セクション0305）では、各アクションマ
トリクス・コラムに対するフォローアップ措置を定義付ける。
• 事業者は特定された問題の是正責任を負う• 米国NRCの検査官は、 是正措置を監視及び検証する• コラム3では、事業者は追加措置の実施を義務付けられる可能性がある• 安全文化• コラム4では、事業者は第三者の安全文化評価を受けることになる• 適時の措置が実施されない場合は、規制上の活動が追加される結果になり得る

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16The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA

サマリー
米国の原子炉監視プロセスは、リスク解析を用いて以下を成功させた。
• 米国NRCの検査資源の適切な配分• 重要な設備のパフォーマンスのモニタリング• 検査指摘事項の重要度評価

定量的アプローチは信頼度を高めた。
• 一部の重要な側面は定量的解析が利用できないため、定性的に扱われた。

ROPの主要要素は以下のとおりである。
• 戦略的な規制枠組み• 重要度決定プロセス（SPARモデルを利用）• アクションマトリクス

SPARモデルの利用• SDP評価の一貫性を保つための重要な手段• 事業者のPRAモデル（1990年代後半）の限界を反映

Nuclear Risk Research Center, CRIEPI

17The B. John Garrick Institute for the Risk Sciences

UCLA