資料No.２

⾼浜発電所３号機
安全性向上評価届出書の概要

平成30年3⽉8⽇

安全性向上評価制度

１○⽬的および評価の位置付け
安全性向上評価は原⼦⼒事業者において⾃主的な安全性向上に向けた取組みを継続的に講じていくことを⽬的として法定化（原⼦炉等規制法第４３条の３の２９）された制度。
本評価では、⾃主的に講じた措置を踏まえ、定期検査終了時点のプラントの安全性について評価し、改善策（追加措置）の抽出及び今後実施していく安全性向上のための計画の策定を⾏う。
○届出時期
発電⽤原⼦炉ごとに、施設定期検査の終了後6ヶ⽉以内に評価し、遅滞なく原⼦⼒規制委員会に届出を⾏うとともに公表する。
○安全性向上評価の届出後の確認
原⼦⼒規制委員会において、評価結果の確認が⾏われる。
（⾼浜３号機） ▼平成29年7⽉4⽇▽評価期限（平成30年1⽉4⽇）
総合負荷性能検査終了
プラント
運転スケジュール
6ヶ⽉

安全性向上評価スケジュール

定期検査13ヶ⽉運転6ヶ⽉

期限

安全性向上評価 評価期間

（評価サイクル）
届出[定期検査毎]:

約５年

期限

安全性向上評価 評価期間
届出・公表（1⽉10⽇）▼（初回）

13ヶ⽉運転

(第2回）

届出・公表
▼

約５年
安全性の向上のため⾃主的に講じた措置

5年毎の評価→PRA/安全裕度評価

10年毎の評価→

安全性向上に係る活動の中⻑期的な評価

２

安全性向上評価届出書の構成［１章］安全規制によって法令への適合性が確認された範囲を⽰す書類の調査（許認可図書類のまとめ）
約6100⾴［２章］①保安活動の実施状況②最新知⾒（研究成果等）の反映状況
約700⾴［３章］①確率論的リスク評価（PRA）②安全裕度評価（ストレステスト）③安全性向上にかかる活動に係る中⻑期
的な評価
約1500⾴［４章］総合評価、安全性向上計画の策定

約10⾴

安全性向上、信頼性向上に資する改善点（追加措置）の抽出

追加措置

１章 安全規制によって法令への適合性が確認された範囲
１章（安全規制によって法令への適合性が確認された範囲）
は、既に国に提出している最新の許認可図書等を「実⽤発電⽤原⼦炉の安全性向上評価に関する運⽤ガイド」に沿って、整理した構成。
定期安全レビュー（PSR）

許認可図書等
設置変更許可添付資料六設置変更許可本⽂五号
⼯事計画認可申請書
定期事業者検査要領書
使⽤前検査要領書
保全計画書

保安規定

設置変更許可申請書本⽂九号及び⼗号

⾼浜3号機 安全性向上評価届出書
１章 記載事項
1.1 発電⽤原⼦炉施設概要
1.1.1 設置等の経緯
1.1.2 発電所の設備概要
1.1.3 運転実績
1.1.4 施設に係る組織
1.2 敷地特性
1.2.1 敷地
1.2.2 気象1.2.3 地盤
1.2.4 ⽔理
1.2.5 地震
1.2.6 社会環境

1.2.7 津波
1.2.8 ⽕⼭
1.2.9 ⻯巻1.2.10 ⽣物
1.2.11 外部⽕災

1.3 構築物、系統及び機器
1.3.1 発電⽤原⼦炉施設の位置
1.3.2 発電⽤原⼦炉施設の⼀般構造
1.3.3 原⼦炉本体の構造及び設備
1.3.4 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造及び設備
1.3.5 原⼦炉冷却系統施設の構造及び設備
1.3.6 計測制御系統施設の構造及び設備
1.3.7 放射性廃棄物の廃棄施設の構造及び設備
1.3.8 放射線管理施設の構造及び設備
1.3.9 原⼦炉格納施設の構造及び設備
1.3.10 その他発電⽤原⼦炉の附属施設の構造及び設備
1.4 保安のための管理体制及び管理事項
1.5 法令への適合性の確認のための安全評価結果
1.5.1 平常運転時の周辺監視区域の外における実効線量
1.5.2 運転時の異常な過渡変化の解析
1.5.3 設計基準事故解析
1.5.4 重⼤事故に⾄るおそれがある事故及び重⼤事故

３

２章 安全性の向上のため⾃主的に講じた措置［保安活動の実施状況］（1/2）

４

保安活動の実施状況
原⼦炉等規制法第43条の３の22第1項及び実⽤炉規則第69条の規定に基づく保安活動に加えて、発電所の安全性及び信頼性のより⼀層の向上に資する⾃主的な活動を含めた、活動の実施状況を調査した。

¾ 調査対象期間：平成22年4⽉1⽇〜平成29年7⽉ 4⽇（前回の定期安全レビューの評価対象期間以降から⾼浜３号機第22回施設定期検査完了まで）¾ 評価項⽬
以下の８つの保安活動を評価項⽬を対象とする。
①品質保証活動、②運転管理、③保守管理、④燃料管理、⑤放射線管理及び環境放射線モニタリング、⑥放射性廃棄物管理、⑦緊急時の措置、⑧安全⽂化の醸成活動¾ 評価⼿法：「⽇本原⼦⼒学会標準「原⼦⼒発電所の定期安全レビュー実施基準：2009」を参考に評価を実施。
¾ 評価結果・各保安活動の改善状況について、仕組み（組織・体制、社内マニュアル、教育・訓練）及び設備の側⾯で調査を⾏った結果、改善活動が保安活動に定着し、継続的な⾒直しが⾏われている。
・実績指標調査の結果、各保安活動の実績指標は、時間的な推移が安定している、若しくは、有意な変化がある場合にも原因が明らかにされ適切な対応が採られていることから、各保安活動を⾏う仕組みは適切かつ有効であると評価した。
・加えて、保安活動の評価結果から、さらなる安全性向上、信頼性向上の観点で取り組む事項を追加措置として抽出した。
５

２章 安全性の向上のため⾃主的に講じた措置［保安活動の実施状況］（2/2）
保安活動の実施状況にかかる主な評価例
評価項⽬

追加措置に係る評価

追加措置案

運転管理

・事故時対応スキルは教育・訓練により維持向上でき ・炉⼼損傷後のプラント状態を解析ているが、炉⼼損傷後の運転員の対応スキルをより⼀ できる解析コード（プログラム）であるMAAPコード※を導⼊した運転シ層向上させるため、炉⼼損傷状態を模擬できる運転シミュレーターで対応操作訓練を⾏うことが必要。
ミュレータで訓練を実施。

保守管理

・１F事故を踏まえ、全交流電源喪失事故（SBO）時の対応能⼒及び信頼性を更に向上させるための⾃主的な取組みとして、１次冷却材ポンプ（RCP)シール部からの１次冷却⽔漏えいの低減対策が必要。

・RCPシャットダウンシールの導⼊。

・訓練を実施し対応能⼒は維持できているが、訓練・・給⽔⼿段の迅速化・効率化するた
緊急時の措置 ⼿順・設備について更なる能⼒向上を検討し、訓練の め、消防ポンプに代えて、送⽔⾞を状況を踏まえ給⽔作業の迅速化、効率化が必要。
重⼤事故等対処設備として導⼊。

※ シビアアクシデント時のプラント挙動解析コード５

２章 安全性の向上のため⾃主的に講じた措置［国内外の最新の科学的知⾒及び技術的知⾒］（1/2） 6○収集期間
平成22年4⽉1⽇から平成29年7⽉4⽇までを基本とする。
○知⾒の収集対象
安全研究、原⼦⼒施設の運転経験、国際機関及び国内外の学会等の情報（⾃然現象に関するものを含む）、規格・基準類、確率論的リスク評価⽤データ○評価結果
・⾼浜３号機に反映を検討するべき知⾒について、反映状況を確認し、予防処置や⾃然現象に係る情報検討会等の仕組みにより、適切に処置が⾏われていることを確認した。
７
・すでに反映済みもしくは反映に向けた検討が進められている新知⾒は約１５０件であった。

○最新の科学的及び技術的知⾒の評価結果（例）
No.

件名分野

概要

反映状況

1

原⼦⼒発電所における⾼エネルギーアーク損傷（HEAF）に関する分析（NTEC-2016-1002）

安全に係る研究開発（NRA 技術報告）

HEAF 試験の結果から得られたアークの放電特性、アーク放電による⽕災の発⽣、HEAF 事象の熱的影響範囲に関する知⾒をとりまとめたもの。

技術基準規則に反映され、保安電源設備において、⾼エネルギーのアーク放電による電気盤の損壊の拡⼤を防⽌することが要求された。
今後の設備対応に向けて、必要な知⾒の拡充他を実施中。

2直流電流計回路及び直流制御回路のヒューズ等の設置による⽕災防護について（平成26年10⽉31⽇INSS提⾔（⽶国 Columbia）（NRC
LER_14_397/002_00））

国外の運転経験から得られた教訓

直流制御回路に過電流保護装置が無い
蓄電池等の制御室に設置された遠隔電流計の電線に保護装置がないため、短絡等から⽕災が発⽣機器について、制御回路⽤のNFBまたはした場合、安全停⽌に必要な機器の機能が喪失し、 ヒューズを設置した。
安全停⽌に影響する可能性が確認された。

3

気象庁ホームページの⻯巻注意情報/⻯巻発⽣確度ナウキャストの精度向上

⾃然現象に関する知⾒・情報⻯巻注意情報の発表区域が県単位から天気予報と同じ区域に細分化された。

⻯巻注意情報受信に係る発電所のＦＡＸ運⽤へ反映した。

２章 安全性の向上のため⾃主的に講じた措置［国内外の最新の科学的知⾒及び技術的知⾒］（2/2）７
反映が必要な新知⾒の整理結果
収集分野
a. 発電⽤原⼦炉施設の安全性を確保する上で重要な設備に関する、より⼀層の安全性の向上を図るための安全に係る研究等

b. 国内外の原⼦⼒施設の運転経験から得られた教訓

c. 確率論的リスク評価を実施するために必要なデータ
d. 国内外の基準等

e. 国際機関及び国内外の学会等の情報（⾃然現象に関する情報以外）

f. 国際機関及び国内外の学会等の情報（⾃然現象に関する情報）

分類
国内
国外

新知⾒件数

⾃社研、電共研

2件

METI、JAEA、NRA（旧JNES含む）

1件

OECD/NEA, ENC, EPRI, PSAM他

0件

当社トラブル情報

22件

国内他社トラブル情報

30件

海外トラブル情報

12件※1

NRA指⽰

40件

故障率データ等

8件

国内

⽇本電気協会、⽇本機械学会、⽇本原⼦⼒学会

38件

国外

IAEA, NRC, ASN他

0件

国内

⽇本原⼦⼒学会、⽇本機械学会、電気学会 論⽂

0件

国際機関関係（IAEA, ERMSAR他）

0件

論⽂、学会誌関係（ANS, ASME他）

0件

国外
地震・津波

0件（7件※2）

⻯巻

1件（10件※2）⽕⼭

0件（2件※2）※1 予防処置要否を検討中の3件を含む※2 ⾃然現象に係る知⾒に関して、客観的な根拠などが含まれる知⾒であるが原⼦炉施設の設計への反映や安全評価の⾒直しが必要のない情報（新知⾒関連情報）（安全性向上評価の制度以前から耐震新知⾒として原⼦⼒規制委員会に報告していたもの）

３章 安全性の向上のため⾃主的に講じた措置の調査及び分析［内部事象及び外部事象に係る確率論的リスク評価（PRA）］(1/5)

PRAの概要と⽬的について•

PRAとは、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である。
評価結果を分析することで、現状のプラントの更なる安全性向上のための追加措置を検討する。

•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：－レベル1.5：－レベル2：－レベル3：

炉⼼損傷頻度
格納容器破損頻度
放射性物質放出量
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

8

３章 安全性の向上のため⾃主的に講じた措置の調査及び分析

9［内部事象及び外部事象に係る確率論的リスク評価（PRA）］(2/5)

PRAの評価概要について
内部事象PRAレベル1(出⼒時)を例に、PRA評価作業での主な作業項⽬等を以下に⽰す
主な評価作業項⽬
⼀連の作業を⾏うための、プラントの設計情報、運⽤情報等を調査（この調査は以下の②〜④の全てに関与）② イベントツリー構築
各起因事象から炉⼼損傷への進展防⽌のための緩和設備の成功／失敗の組合せにより、各事故シナリオをイベントツリー(ET)により作成

⼩LOCA
⼤LOCA 中LOCA

起因事象① プラント情報の調査②

⼤ 低圧 蓄圧 ⾼圧 CV
低圧⾼圧 ｽﾌﾟﾚｲ
LOCA 注⼊ 注⼊ 注⼊ ｽﾌﾟﾚｲ 再循環 再循環 再循環
A

D1

D3(1)

●

●(2)

●

●

全ての事故シナリオ発⽣頻度を総和し、全炉⼼損傷頻度（CDF）等を算出

H1

H2

F

●

●

●

成功(2)

成功
失敗

炉⼼損傷(A×D3)
炉⼼損傷(A×D1)③ FTの例

失敗確率の評価

or

注⼊ﾗｲﾝ
故障

各々の失敗確率

炉⼼損傷(A×H1×F)
炉⼼損傷(A×H1×H2)④ 成功基準解析⑤ リスクの定量化

C

緩和設備

成功(1)

低圧注⼊機能喪失

炉⼼損傷防⽌に必要な緩和設備の組合せ（必要台数等）を計算コード等を⽤いて解析

D2

ETの例

③ フォルトツリー構築・評価
各緩和設備の失敗要因分析として、フォ－ルトツリー(FT)を構築し、機器の故障と⼈的過誤を含めて、システムの失敗確率を評価

過渡事象

SGTRorを解析により確認し、それを基にFTを構築

ポンプは1台以上
必要ポンプ
故障

and

ポンプA
故障

④ 機能喪失条件（必要ﾎﾟﾝﾌﾟ台数等）

ポンプB
故障

ポンプ台数

⑤ 各事故シナリオの発⽣頻度の総和

0台
1台

A×(H1×F＋H1×H2＋D3＋D1) を、各起因事象毎に算出。
さらにそれらの総和で全CDFを算出

３章 安全性の向上のため⾃主的に講じた措置の調査及び分析

10［内部事象及び外部事象に係る確率論的リスク評価（PRA）］(3/5)

 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。
異常事象

炉⼼損傷

格納容器機能喪失

放射性物質の放出
放射性物質

PRAの分類

炉⼼が損傷する頻度の評価

格納容器が機能喪失する頻度の評価

放射性物質の放出量・発⽣頻度の評価

レベル１

レベル1.5

レベル２評価

内部事象

出⼒時

○○

○

停⽌時

○

－－

外部事象

地震

○

○

○

津波

○

○

○

３章 安全性の向上のため⾃主的に講じた措置の調査及び分析

11［内部事象及び外部事象に係る確率論的リスク評価（PRA）］(4/5)

PRA評価結果を踏まえた追加措置の検討アプローチについて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案を⽴案するため、以下の⽅法により検討を実施。

②抽出した「事故ｼｰｹﾝｽｸﾞﾙｰﾌﾟ」、「CV機能喪失ﾓｰﾄﾞ」のそれぞれに対して、更なる安全性向上のための追加措置を検討
レベル1PRA
事故ｼｰｹﾝｽｸﾞﾙｰﾌﾟ
２次冷却系からの除熱機能喪失
全交流電源喪失
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
原⼦炉停⽌機能喪失
ECCS注⽔機能喪失
ECCS再循環機能喪失
格納容器バイパス
崩壊熱除去機能喪失（停⽌時）
原⼦炉冷却材の流出（停⽌時）
反応度の誤投⼊（停⽌時）
炉⼼損傷直結事象

ＣＤＦへの寄与割合︵％︶①炉⼼損傷に⾄る「事故ｼｰｹﾝｽｸﾞﾙｰﾌﾟ」と格納容器破損に⾄る「格納容器(CV)機能喪失ﾓｰﾄﾞ」毎の評価結果
に対し、右図の考え⽅に従って、リスク評価上重要なもの（重要度⾼、中、低）を抽出（抽出結果は下表）

⾼5040302010低中低10-710-610-410-5

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
原⼦⼒学会標準『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』 を参考に対応を検討

レベル1.5PRA
内部事象
内部事象
地震 津波
（出⼒時） （停⽌時）

低低

低
低

CV機能喪失ﾓｰﾄﾞ
原⼦炉容器内⽔蒸気爆発
格納容器隔離失敗
⽔素燃焼
⽔蒸気・⾮凝縮性ガス蓄積による過圧破損
ベースマット溶融貫通
⽔蒸気蓄積によるCV先⾏破損
原⼦炉容器外⽔蒸気爆発
格納容器雰囲気直接加熱
ｲﾝﾀｰﾌｪｲｽｼｽﾃﾑLOCA
蒸気発⽣器伝熱管破損
過温破損
溶融物直接接触
地震によるCV先⾏機能喪失

内部事象
（出⼒時）

⾼地震

津波

低低低低

３章 安全性の向上のため⾃主的に講じた措置の調査及び分析

12［内部事象及び外部事象に係る確率論的リスク評価（PRA）］(5/5)

⾼浜３号機 PRA評価結果分析による安全性向上対策案
重要度｢⾼」の事故シナリオを更に分析し、ハード⾯の安全性向上対策案を、重要度「低」の事
故シナリオ分析からソフト⾯の安全性向上対策案を検討した。
格納容器スプレイ(特重)＋フィルタベント（規制要求対応）

SBO時等のRCPシールLOCA発⽣リスクの低減によるCDF、CFFの低減が期待できる。

CVの過圧破損リスク低減によるCFF低減が期待できる(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)。

ハ

RCPシャットダウンシール（⾃主的対策）ド⾯

第3段シール
第2段シール

⽔源
シャットダウンシール

第1段シール
⼤気放出

RCPの軸

フィルタ

⽔源

シール⽔を注⼊するポンプ

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

３章 安全性の向上のため⾃主的に講じた措置の調査及び分析［安全裕度評価］
安全裕度評価の結果(2)クリフエッジへの随伴事象の影響確認結果(1)クリフエッジ評価結果
クリフエッジ評価結果

項⽬
炉⼼(出⼒時)①地震単独
クリフエッジ評価

炉⼼(停⽌時)
CVSFP

②津波単独
クリフエッジ評価③地震・津波重畳
クリフエッジ評価

項⽬(G=重⼒加速度(1G:約980ガル))④地震に対する随伴事象

係る弁）1.26G（※１）
15.0ｍ（建屋シール）

炉⼼(停⽌時)15.0ｍ（建屋シール）

CV

15.0ｍ（建屋シール）

SFP

15.0ｍ（※１）

炉⼼(出⼒時)1.18G（蓄圧タンク）

炉⼼(停⽌時)1.19G（バッテリー）

15.0ｍ（建屋シール）

内部⽕災

項⽬①のクリフエッジ評価結果に対して左記の随伴事象が影響を与えないことを確認した。

⑤津波に対する随伴事象

外部⽕災

項⽬②のクリフエッジ評価結果に対して左記の随伴事象が影響を与えないことを確認した。

溢⽔⑥地震・津波重畳に対する
随伴事象

斜⾯崩壊
内部⽕災

項⽬③のクリフエッジ評価結果に対して左記の随伴事象が影響を与えないことを確認した。

外部⽕災(3)余裕時間評価の結果
評価項⽬

余裕時間の評価結果⑦余裕時間評価

防潮堤を乗り越えるような津波が襲来する状況(項⽬③のク
リフエッジシナリオ)を想定し、炉⼼損傷を防⽌するための屋外作業に約５時間の余裕時間があることを確認した。

15.0ｍ（建屋シール）
1.26G（CV隔離機能等に係る弁）15.0ｍ（建屋シール）
SFP

斜⾯崩壊

外部⽕災

1.26G（CV隔離機能等に炉⼼(出⼒時)CV

溢⽔

1.18G（蓄圧タンク）
1.19G（バッテリー）

クリフエッジへの影響評価結果

1.26G（※１）
15.0ｍ（※１）(※1):CV損傷のｸﾘﾌｴｯｼﾞを超えるとSFP給⽔作業が困難となることから、CV損傷と同じ1.26G,15.0mと評価。

基準地震動(0.71G)の約1.6倍以上、基準津波⾼さ(4.5ｍ)の+10m以上であり、⼗分な裕度を有していると評価する。

13

14

総合的な評定○評定結果［保安活動全般］
・安全性向上活動の基盤として品質マネジメントシステムに基づく継続的改善の活動が有効に機能していることを確認。
・改善の余地が認められる事項は、今後、安全性向上策を抽出※。
［最新の科学的知⾒及び技術的知⾒］
・評価期間中に収集した最新の知⾒の評価を⾏い、⾼浜３号機に反映すべき知⾒を抽出。
・反映すべき知⾒は、既に反映されていること、⼜は反映に向けた検討が進められており、最新の知⾒を継続して取り込む仕組みが有効に機能していることを確認。
［確率論的リスク評価］
・プラント設備の故障等に起因する内的事象のリスクに加え、地震・津波を起因とする外的事象に対して炉⼼損傷および格納容器機能喪失のリスクを評価。
・リスク上重要な事故シナリオの分析から、低減すべきリスクを抽出し、リスクを低減する⽅策を抽出※。
［安全裕度評価］
・プラント設備に関して、福島第⼀原⼦⼒発電所事故を踏まえた安全性向上対策の導⼊後の地震、津波及び地震・津波の重畳に対する⼗分⾼い耐性を確認。
・地震・津波の重畳評価から、現状の炉⼼損傷防⽌に必要な対応操作について更なる余裕時間を確保する⽅策を抽出※。

※ 今後の改善⽅策を安全性向上計画として取りまとめ

15 16

15

安全性向上計画（1/2）
No.

追加措置

実施時期

評価分野

平成30年度上期
訓練開始予定運転管理

1

MAAPコードを導⼊した運転シミュレータでの重⼤事故対応訓練の実施
炉⼼損傷後のプラント状態を模擬できる運転シミュレータで対応操作訓練を実施

2

送⽔⾞導⼊
重⼤事故等時における事故収束作業の迅速化等を図るため、消防ポンプから送⽔⾞を⽤いた事故対応に変更

⾼浜1,2号機の安全対策⼯事（平成31年度完了予定）に合わせて対策実施予定

緊急時の措置☆

3

免震事務棟設置他
事故対応時の現場対応体制及び作業員の安全性を更に確保するため、免震構造を有する事務棟を設置

平成30年度中に運⽤開始予定

緊急時の措置☆

4

緊急時におけるリーダーシップ能⼒向上研修の導⼊
緊急時に現場の指揮者クラスに要求されるリーダーシップ能⼒（コミュニケーション能⼒やストレス下の意思決定能⼒等）を⾼める研修を導⼊

平成28年から試⾏中の研修の結果を踏まえ本格導⼊予定

緊急時の措置5

特定重⼤事故等対処施設による格納容器スプレイ及びフィルタベントの導⼊
格納容器の過圧破損のリスクの低減を図るため、特定重⼤事故等対処施設を⽤いた格納容器スプレイ及びフィルタベントを整備

平成32年度

確率論的
リスク評価

6

軽微事象の検出・対応の仕組みの改善
不適合の検出・処理を⾏い、継続的改善を⾏っているが、より軽微な事象を積極的に検出し、かつ原⼦⼒安全上重要な問題への対応に資源を集中するよう仕組みを改善

新検査制度の運⽤開始
時期（平成32年度）の実施に向けて検討中

品質保証

7

１次冷却材ポンプシャットダウンシール導⼊
全交流電源喪失時の対応能⼒向上及び信頼性向上を図るため、シャットダウンシールを導⼊導⼊に向け検討中

保守管理・
確率論的
リスク評価

8

海⽔ポンプ軸受取替
信頼性向上及びメンテナンス性向上を図るため、海⽔ポンプの軸受を潤滑⽔を必要としないテフロン製の軸受に取替え☆
☆

☆

☆ これまでの福井県原⼦⼒安全専⾨委員会でご説明した事項対象となる海⽔ポンプの分解点検時に合わせて実施

Aポンプ：第25回定期検査
Bポンプ：第23回定期検査

保守管理

16

安全性向上計画（2/2）
No.

追加措置

実施時期

評価分野

9

主変圧器取替
経年劣化傾向を踏まえ、予防保全対策として、主変圧器を取替え

平成30年度

保守管理

10

プラント計算機取替
部品の多くが製造中⽌となっていることから、予防保全及び信頼性向上のため、計算機の⼀部を取替え

平成30年度

保守管理

11

野外モニタ装置取替
交換部品の製造中⽌等から、予防保全及び信頼性向上のため、装置の⼀部を取替え

平成31年度放射線管理及び環境放射線モニタリング

12

労働災害防⽌に向けた活動の強化
ＴＢＭ（ツール・ボックス・ミーティング）の充実、現場パトロールの強化及び作業責任者増置等を実施

既に取り組んでいる活動の強化・定着を図る

安全⽂化醸成13オリフィスの健全性確認⽅法の改善
信頼性の向上を図るため、確率論的リスク評価の評価結果から⾒出された安全注⼊ライン配管のオリフィス閉塞リスクの低減に向けた対応として健全性確認の⼿順を追加

次回定期検査時（平成30年度）に現地を調査し、具体的な実施内容を確定させる予定

確率論的リスク評価

14

運転員及び緊急時対策要員への教育・訓練プログラム策定に係るリスク情報の活⽤
確率論的リスク評価の評価で代表的な事故シナリオに登場する操作失敗等のリスク情報を教育・訓練プログラムの策定に活⽤

平成30年度中に活⽤開始予定

確率論的リスク評価

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余裕時間評価を踏まえた⼤規模損壊⼿順書の充実
時間余裕評価の結果を踏まえ、事故対応時における更なる余裕時間を確保するための⽅策を検討し、⼤規模損壊対応に係る⼿順書を充実

平成30年度

安全裕度評価16

緊急時対策本部要員等を対象とした教育・訓練への活⽤
安全裕度評価の評価で得られた知⾒（例；斜⾯崩壊の影響範囲等）を教育、訓練に活⽤

平成30年度中に活⽤開始予定

安全裕度評価安全性向上評価制度への今後の取組みについて¾ 当社としては、安全性向上評価は、法に基づく活動・⼿続きに留まらず、当社の安全性向上活動において、以下に⽰すような点で有効であると考えている。
○確率論的リスク評価（PRA）や安全裕度評価（ストレステスト）のような定量的な評価に基づき、発電所の安全性向上を図るべき箇所を明確にし、実施の優先順位や対策の要否判断などを検討することができる。
○定期的（運転サイクル毎、評価項⽬によっては５⼜は１０年毎）に評価を⾏うことが規定されており、事業者としても、定期的に発電所（ユニット毎）の活動状況及び評価結果を把握することができ、さらなる安全性向上に向けた検討を⾏う契機とすることができる。
¾ 今後とも、安全性向上評価制度も活⽤しつつ、原⼦⼒発電の安全性向上活動を継続していく。

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