外的ハザードへの対応

名古屋大学 工学研究科 山本章夫
1

概要
東日本大震災とその教訓
 外部ハザードの評価

既存評価方法の調査・整理
 国内に適用できる定性的評価方法の検討
 定性的評価方法の適用検討
 外的事象PRAの実施手法
2

東日本大震災とその教訓

3

地震の影響(1)

福島第一原子力発電所









福島第二原子力発電所






最大加速度はSsを最大3割程度超過
外部電源喪失1-3号機は、重要機器を直接確認することが困難であるため、温度・圧力などのプラントデータ、観測された地震動を用いた応答解析、立ち入り可能な部分におけるウオークダウンなどにより影響が評価されている
上記の評価から、安全機能に深刻な影響を与える損傷はないと推定される
一方、温度、圧力などのプラントデータからは読み取れない微少漏えいについて
は、現場調査ができないことから現時点では確認が困難。重要機器について、今後の調査が必要
最大加速度はSs未満
外部電源喪失せず
プラントデータ、点検などにより、安全機能に深刻な影響を与える損傷はないと評
価されている

女川原子力発電所


最大加速度はSsを最大1割程度超過
外部電源喪失せず
常用系の高圧電源盤が地震動の影響により焼損
プラントデータ、点検などにより、安全機能に深刻な影響を与える損傷はないと評
価されている4

地震の影響(2)

東海第二原子力発電所






(参考：2007年中越沖地震)柏崎刈羽原子力発電所









一部の周期帯でS2を超過
外部電源喪失せず
プラントデータ、点検などにより、安全機能に深刻な影響を与える損傷はないと評
価されている(参考：2005年能登半島地震)志賀原子力発電所






最大加速度はS2の最大3倍程度
外部電源喪失せず
プラントデータ、点検などにより、安全機能に深刻な影響を与える損傷はないと評
価されている(参考：2005年宮城県沖地震)女川原子力発電所


最大加速度はSs未満
外部電源喪失プラントデータ、点検などにより、安全機能に深刻な影響を与える損傷はないと評
価されている

一部の周期帯でS2を超過
外部電源喪失せず
プラントデータ、点検などにより、安全機能に深刻な影響を与える損傷はないと評
価されている

東日本大震災は、地震と外部電源喪失(+津波)が重なった初めてのケース
5

18
16
14
12
10
8
6
4
2
0

浸水高

浸水高
浸水高

津波高

敷地

津波高
敷地

敷地

2002年
想定

津波高

敷地
敷地
津波高

女
川

津波高

東
海
第
二

2007年
想定

2002年
想定

福
島
第
二

福
島
第
一
1-

2009年
想定

福
島
第
一
5,
6号
機

2009年
想定

4号
機

高さ(m)

津波高さの比較6

津波の影響

福島第一原子力発電所




福島第二原子力発電所


設計基準の津波高さを大幅に超える津波
安全機能の一部が喪失したが、 AM策および機器の復旧により冷温停止に至った

東海第二原子力発電所


設計基準の津波高さを大幅に超える津波
多くの安全機能が同時に喪失、1-4号機は過酷事故に至った

設計基準の津波高さを超える津波
一部のDGが機能喪失したが、計画通りの対応で冷温停止に至った

女川原子力発電所


設計基準の津波高さを超えなかった溢水により一部のDGが機能喪失したものの、計画通りの対応で冷温停止に至った
7

反省点と教訓(全般)外的ハザードに対する包括的な評価(Individual Plant Examination forExternal Event, IPEEE)が実施されていなかった










外的ハザードの重畳が十分に検討されていなかった

Coincidental(偶然)、Consequential(従属)、Correlated(相関)の三つのパターン

従来の安全評価は、プラント内部を対象としており、外的ハザードが複数基
立地サイトおよびサイト外に及ぼす影響が十分に検討されていなかった







内的ハザードがPRAにより包絡的・定量的に把握されていたのに比べ、外的ハ
ザードのリスクは包絡的・定量的に把握されていなかった
外的ハザードに対するプラントの脆弱性を把握できていなかった。特に外的ハザードによってはクリフエッジが存在することへの認識が不十分であった
クリフエッジを超えたときのプラント挙動の考慮およびそれに対する対応が不十分であった
外部ハザードの多い国内でIPEEEが実施されてこなかったこと自体が問題

複数基の同時被災が事故対応に与える影響
長時間にわたる全電源喪失
津波や地震によるオフサイトセンターの機能喪失
道路網の寸断が外部支援に与える影響

従来の安全評価は、設計基準までの外的ハザードを対象としており、クリフ
エッジの存在とその影響が十分に把握されていなかった
8

反省点と教訓(地震動)

観測された最大加速度がSsを超過

地震については、中越沖地震を含め設計基準の超過を経験










設計で用いられている評価と最適評価の差異
設計基準値と実耐力の差異

地震動はプラント全ての機器に同時に影響を与える

2006年の耐震指針改訂時に「残余のリスク」があることを認識し、これをできるだけ低減する措置が求められた

耐震設計・影響評価に含まれる大きな安全余裕の存在

「観測された最大加速度がSsを超過する確率」を考えると、設計基準地
震動の設定の妥当性を確認する必要がある

深層防護の各層で耐震設計を考慮。
大きな安全余裕とあいまってクリフエッジが顕在化しにくい要因と見られる。

地震動は安全機能に深刻な影響を与えていないと推定されており、上記の安全余裕がプラントの安全確保に寄与したと見られる
一方で、設計基準の位置づけを考えると、「安全余裕があるから良い」とはならない。
9

反省点と教訓(津波)

観測された津波が設計基準津波を大幅に上回った


津波については、設計基準の超過の可能性およびその場合の影響や対応について、議論されてこなかった


設計基準津波の設定を見直す必要がある

津波も、残存するリスクをできるだけ低減する取り組みが重要「津波随伴事象」が十分に考慮されてこなかった

例：津波に伴って発生したがれきなどにより、事故対応に大きな支障が発生

耐津波設計・影響評価に含まれる安全余裕が地震の場
合に比べると十分でなかった
 津波はプラント外部から内部に向かって順に影響を与える→プラントの外部で阻止する考え方

深層防護の各層で耐津波設計は考慮されず
津波高さがある値を超えるとクリフエッジが顕在化しやすい10

外的ハザードに対するリスク評価


種々の外的ハザードを包絡的に検討する必要性

米国IPEEEの例：地震、火災、強風(台風、竜巻)、洪水、雪崩、火山、氷結、高温、低温、近隣の輸送・工場、航空機落下などリスク要因となり得る外的ハザードに対して、定性的リス
ク評価、定量的リスク評価(PRA等)を用いて影響評価を実施し、プラントの脆弱性を評価、これらに対応する。


リスク、設計上の余裕を考慮したプラントへの影響度、時間的余裕、ハザード源とプラントの距離などを考慮
外的ハザード評価の不確かさを考慮
継続的改善

11

外的ハザードへの対処の考え方

外的ハザードへは、設計基準を十分な信頼性を持って設定するだけでは不十分であり、外的ハ
ザードの評価における不確かさを考えると、設計基準を超えた場合の対処をあらかじめ準備する
必要がある
問題点は以下の通り
設計基準をどのように決めるか
 外的ハザードが設計基準を超える可能性にどう対処
するか


12

外的ハザードの設計基準の設定
設計基準は、性能目標と整合する形でハザードカーブなどを考慮して設定する
 性能目標(案)はCDF:10-4 [1/y]

年超過確率と安全対策が相まってリスクを性能目標に見合った値とする必要がある。
 基準津波設定にあたっては、数百年程度の歴史津波を考慮してきた→10-2～10-3[1/y]。安全対策を含め、性能目標との整合性が十分でなかった可能性あり。
 外的ハザードの設計基準は、関連学会で検討される場合があり、その場合、原子力安全の関係者との密なコミュニケーションが不可欠である。
 外的ハザード評価技術の成熟度などを考慮する必要

13

外的ハザードの不確かさへの対処


不確かさには、安全余裕と深層防護により対処







ストレステストの手法などにより安全余裕を確認・確保
設計基準を超える外的ハザードを考慮する形で深層防護に則った安全設計・対策を行う
外的ハザードは、その大きさにより、深層防護の複数の層を同時に破る可能性があることから、independent effectiveness(発揮できる効果の性質が独立)の考え方が重要

例えば


耐津波設計
敷地内への浸水を防ぐ
 建屋への浸水を防ぐ
 重要機器室への浸水を防ぐ
 高台に設置・保管した代替設備などによる対応




耐震設計
「機器に対する影響の出方」の多様性を高めるため、免震構造や設置方向の多様性などの種々の耐震の考え方を導入
 可搬型の代替設備などによる対応


14

小括


外的ハザードの包絡的評価の必要性
IPEEEの実施とプラント脆弱性の把握、継続的改善
 複数基立地、サイト外の影響を含めた包絡的評価

外的ハザードに対する設計基準設定の考え方
性能目標と整合する形でハザードカーブなどを考慮して設定
 関連学会とのコミュニケーション
 外的ハザード評価手法の成熟度の考慮


設計基準を超える外部ハザードに対する対応
安全余裕の評価
 深層防護に則った安全設計


15

外部ハザードの評価
注：以降の資料は、日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」
における発表を参考としている。
http://www.aesj.or.jp/sc/comittees/c-etc2-3.html
http://www.aesj.or.jp/sc/comittees/gijiroku/etc/2012a_sc_session4_1.pdf
http://www.aesj.or.jp/sc/comittees/gijiroku/etc/2012a_sc_session4_2.pdf

16

外的ハザード事象評価の分類手法の検討


既存評価方法の調査・整理



国内に適用できる定性的評価方法の検討



定性的評価方法の適用検討

課題・今後の展開【1】出典：倉本孝弘, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

17

検討の背景平成23年3月11日に発生した東北大震災の影響による
福島事故は、地震並びに津波に起因するリスク評価の重要性があからさまとなった。
 これらの外的ハザードの定量的評価実施にも大きな検討
課題はあるが、同時に、従来から有意なリスクがあると想定していなかったその他の外的ハザード事象に対しても、定性的評価を含めてその評価を実施して、リスク影響の有無を判断していくことが必要である。


この外的ハザード事象に対する評価・判断は、今後の外的事象PRA実施基準の策定に対して、その優先順位付
け等の有用な情報を与えることが期待される。

【1】出典：倉本孝弘, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

18

外的ハザード事象評価の全体構想
1st step

外的ハザード事象の同定
自然災害・人為災害
単独事象・複合事象対策の検討

2nd step

3rd step

外的ハザード事象の分類<分類の観点>
1) ハザードの発生頻度
2) ハザードからプラント迄の距離
3) ハザード襲来迄の時間余裕
4) ハザード襲来時のプラント影響

外的ハザード事象に応じた防護タイプの分類

等

外的ハザード事象のリスク評価

定性的評価
ｽｸﾘｰﾆﾝｸﾞｱｳﾄ

ﾊﾞｳﾝﾃﾞｨﾝｸﾞ
解析

論証可能な
保守的評価

PRA

【1】出典：倉本孝弘, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

19

検討内容
外的ハザードによる潜在的危険性を特定し、リスク影響の大きい有意な外的ハザードを網羅的且つ合理的に抽出する外的ハザード事象の評価方法につき、既存評価方法の調査・整理を実施する。
 外的ハザード事象の評価方法のうち、以下の定性的評
価方法に関して、国内で適用可能な方法を検討する。


外的ハザード事象の同定
 外的ハザード事象の分類


国内プラントを対象とした外的ハザード事象の定性的評
価方法の試評価を実施して適用性をみる。

【1】出典：倉本孝弘, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

20

１．既存評価方法の調査・整理

21

外的ハザード評価に関する既存評価方法（1/3）＜米国Independent Plant External Event Evaluation, IPEEEにおけるハザード評価＞
ハザードグループ

外的事象

内部ハザード内部火災

評価手法
・火災PRA手法（NUREG/CR-2300、NUREG/CR-2815、NUREG/CR-4840、NUREG/CR-5259）
・FIVE手法（EPRI）

外部ハザード地震

・地震PRA手法（NUREG/CR-2300、NUREG/CR-2815、NUREG/CR-4840）
・耐震裕度評価手法（NRC手法／EPRI手法）

強風及び竜巻
外部洪水
輸送及び周辺施設
での事故

雷
火山活動

・下記の段階的スクリーニングを実施して、重要な事象かどうかを判断する。
①標準審査指針（SPR）の評価基準に適合すれば、スクリーンアウト②ハザード発生頻度と条件付炉心損傷確率の組合せによる評価が、下記を満たせばスクリーンアウト－ ハザード発生頻度 ＜ 10-5／炉年－ 条件付炉心損傷確率 ＜ 10-1／炉年－ ハザード発生頻度と条件付炉心損傷確率の組合せ＜ 10-6／炉年③保守的なバウンディング解析による評価が、下記を満たせばスクリーンアウト－ ハザードが炉心損傷を引き起こさない－ 炉心損傷頻度 ＜ 10-6／炉年④スクリーンアウトされない事象についてはPRAを実施（NUREG/CR-2300、NUREG/CR-2815、NUREG/CR-5259）

・雷が外部電源喪失やスクラムに止まらないプラントサイトのみ、雷による影響を検討
・活火山の近傍に位置するサイトのみ（NUREG/CR-5024

Suppl.2）【1】出典：倉本孝弘, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

22

外的ハザード評価に関する既存評価方法（2/3）＜ASME/ANS PRA Standardにおけるハザード評価＞
ハザードグループ

外的事象

評価手法

内部ハザード内部溢水

・下記の手順で実施（内部溢水PRAのための特別な評価手法なし）①プラントの分割、②溢水源の特定と特徴付け、③シナリオの設定、④内部溢水誘発起因事象、⑤事故シーケンス及び定量化

内部火災

・火災PRA手法（EPRI/NRCのNUREG/CR-6850）
・火災PRA手法（EPRI）
・FIVE手法（EPRI）
・火災防護に係る重要度決定プロセス手法（NRCのFPSDP）

外部ハザード地震
その他の
外部ハザード共通

強風
外部洪水

・地震PRA手法（NUREG/CR-2300、NUREG/CR-2815、NUREG/CR-4840、EPRI TR-103959他）
・スクリーニング及び保守解析①定性的な予備スクリーニング②保守的なバウンディング解析（IPEEEの段階的スクリーニングと同様の手法）
・スクリーニングアウトされない事象は下記の手法により解析
・地震PRAと類似の手法を適用（NUREG/CR-2300、NUREG/CR-2815、NUREG/CR-4458他）①強風ハザード解析、②強風フラジリティ解析、③強風プラント応答解析
・その他の事象のPRAと同様の手法（NUREG/CR-2300、NUREG/CR-2815、NUREG/CR-5477他）①外部洪水ハザード解析、②外部洪水フラジリティ解析、③外部洪水プラント応答解析

その他の事象・下記の3手法を適用したPRA解析（NUREG/CR-2300、NUREG/CR-2815他）①外部ハザード解析、②外部ハザードフラジリティ解析、③外部ハザードプラント応答解析

航空機落下・上記のPRA手法
・DOEのPRA標準（ハザード施設への航空機の衝突についての解析）【1】出典：倉本孝弘, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

23

外的ハザード評価に関する既存評価方法（3/3）＜IAEAのレベル1 PSA実施ガイダンスにおけるハザード評価＞
ハザードグループ

外的事象

ハザード共通内部ハザード外部ハザード共通

評価手法
・ハザードのスクリーニング①スクリーニング基準の設定（定性的、定量的）、②定性的スクリーニング③定量的スクリーニング（発生頻度、重要なパラメータ）
・下記のハザードはスクリーンアウトしない－ 内部ハザード：すべてのハザード－ 外部ハザード：地震ハザード、強風ハザード、人為ハザード・スクリーニングアウトされない事象は、下記の手法により解析

内部ハザード共通

・下記の定量的評価①バウンディング評価によるスクリーニング②スクリーンアウトされないハザードの詳細解析
・バウンディング評価及び詳細解析は、一貫した下記の手順で実施（内部ハザードPRAのための特別な評価手法なし）①プラント情報の収集、②ハザード解析、③内的事象のレベル1PRAと内部ハザードのレベル1PRAとの統合、④定量的／定性的解析、⑤内部ハザードのCDFへの寄与の定量化

内部火災・下記の手順で実施（内部火災PRAのための特別な評価手法なし）①データ収集、②火災区画の解析、③火災PRA機器の選定、④影響によるスクリーニング、⑤CDFへの寄与によるスクリーニング、⑥火災の詳細解析、⑦内部火災リスクの定量化

内部溢水・下記の手順で実施（内部溢水PRAのための特別な評価手法なし）①データ収集及び内部溢水の可能性評価、②溢水シナリオの特定、③影響によるスクリーニング、④CDFへの寄与によるスクリーニング、⑤溢水の詳細解析、⑥内部溢水によるリスクの定量化

地震・強風・外部洪水
その他の自然ハザード
人為ハザード・下記の手順で実施（外部ハザードPRAのための特別な評価手法なし）①外部ハザードのバウンディング解析、②外部ハザードのパラメータ化、③外部ハザードの詳細解析、④外部ハザードの頻度評価、⑤構造物及び機器のフラジリティ解析、⑥外部ハザードのレベル1PRAへの統合【1】出典：倉本孝弘, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

24

ASME/ANS標準の外的ハザード評価(1/2)

【1】出典：倉本孝弘, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

25

ASME/ANS標準の外的ハザード評価(2/2)＜High Level Requirements＞①立地地点に対して影響を及ぼす可能性のある、全ての潜在的な外的ハザー
ド(すべての自然及び人為的ハザード)を同定しなければならない。
【HLR-EXT-A】②予備スクリーニングを行う場合には、定義されたスクリーニング基準のセットを使って実施されなければならない。
【HLR-EXT-B】③スクリーニングのために、バウンディング解析、又は保守的であると論証可能な解析を実施する場合には、定義された定量的なスクリーニング基準を使って実施されなければならない。
【HLR-EXT-C】④外的ハザードのスクリーニングアウトの根拠は、プラント及びその周辺のウォークダウンを通じて、裏付けなければならない。
【HLR-EXT-D】⑤外的ハザードのスクリーニングアウトに関する文書化は、適用すべきサポート
要求と矛盾があってはならない。
【HLR-EXT-E】【1】出典：倉本孝弘, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

26

２．国内に適用できる定性的評価方法の検討

27

外的ハザードの分類の評価フロー
開始①外的ハザード事象の同定
立地地点に対して影響を及ぼす可能性のある、全ての潜在的な外的ハザードの同定②外的ハザード事象の分類
外的ハザードそれぞれについて、合理的に設定された基準と照合することで定性的にスクリーニングを実施

スクリーニングアウト可能であるか判定不可能

定量的なリスク評価を実施

可能リスク影響が小さい
外的ハザードと判定

リスク影響が大きい有意な外的ハザードと判定③外的ハザード事象のリスク評価

以下のような方法で定量的なリスク評価を実施する
・バウンディング解析
・論証可能な保守的評価
・ＰＲＡ

終了【1】出典：倉本孝弘, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

28

①外的ハザード事象の同定•

潜在的な外的ハザード事象を、可能な限り網羅的に同定する事が必要。
→国内において利用可能な潜在的な外的ハザードリスト
 自然災害 人為災害・以下の国内外文献に記載のある自然災害を調査・整理し、外的ハザードリストを作成した。
 日本の自然災害（国会史料編纂会）
西暦416年～1995年迄に発生した主要な自然災害が、２次災害を含めてまとめられている。
ASME/ANS標準、IAEA NS-R-3
考慮すべき潜在的な外的ハザード（自然災害・人為災害）が、示されている。

【1】出典：倉本孝弘, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

29

潜在的な外的ハザード事象リスト
外的ハザードの種類
⾃然災害

⼈為災害

外的ハザード地震・津波災害

・地震動
・地盤沈下
・地盤隆起
・液状化現象
・地滑り
・⼟⽯流
・洪⽔
・津波
・⽕災

・地割れ
・⼭崩れ

・泥湧出
・崖崩れ

⽕⼭災害

・⽕⼭弾
・⽕⼭礫
・⽕砕流
・溶岩流
・⼟⽯流
・⽕砕サージ
・爆⾵
・降灰
・洪⽔
・津波
・⼭林⽕災
・⽕⼭ガス滞留・⽕⼭ガスによる冷害
・熱湯・地震・⼭体崩壊（崩落）

気象災害

・暴⾵（⾵）
・暴⾵による⽕災
・暴⾵による雪崩・暴⾵による砂嵐
・⾵浪／⾼波・海⽔位の異常な上昇・豪⾬（浸⽔）・豪⾬による洪⽔・豪⾬による⼟⽯流・豪⾬による鉄砲⽔
・豪⾬による⼭崩れ・豪⾬による地滑り・豪⾬による崖崩れ
・⾼潮
・静振
・⾵津波
・霧
・豪雪による荷重
・豪雪による雪崩・吹雪・豪雪による洪⽔・融雪による⼭崩れ・融雪による地滑り・落雷（電流）・落雷による⽕災・降雹
・霜・⻯巻
・海⽔による川の閉塞
・湖もしくは川の⽔位下降・⼲魃
・⾼温
・低温（氷結）・海流異変（原因は⿊潮）

その他の災害・森林⽕災
・海岸浸⾷・⽣物学的事象・満潮・毒性ガス
・河川の流路変更

・隕⽯

・航空機落下・⼈⼯衛星
・輸送事故
・船舶の衝突・タービンミサイル・産業⼜は軍事施設事故
・パイプライン事故
・ボーリング⼯事の影響によるガス異常噴出・油流出・サイト内の貯蔵庫からの化学物質放出
・治⽔構造物の破損による洪⽔及び波
下線は、ASME/ANS標準、IAEA NS-R-3で示されており、リストアップしたハザード【1】出典：倉本孝弘, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

30

②外的ハザード事象の分類•①の外的ハザード事象それぞれについて、下記基準による評価（○×）を実施する。不確実さが大きい判断となる場合には△と評価する。

【基準1】当該のハザードは既存のPRAにおいて評価される事象か【基準2】既存評価（設置許可申請等）結果を利用して、プラントの安全性が損なわれることがないことが確認できるか【基準3】発生頻度が極めて小さいことが明確か【基準4】当該のハザードの影響が及ぶ範囲内に、プラントが存在しないことが確認できるか【基準5】当該のハザードが進展していくタイムスケールが、プラントの寿命に比べて十分長いか【基準6】ハザードが到達したと想定しても、炉心損傷につながる起因事象を引き起こさないことが明らかか•

基準との照合状況に基づき、外的ハザード事象を分類する。
Ａ： 基準2～6のいずれかが○ → 定量的リスク評価不要
Ｂ： 基準2～6には○はないがいずれかが△ → 不確実さを確認の上で判断を行う
Ｃ： 基準いずれにおいても× → 定量的リスク評価要【1】出典：倉本孝弘, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

31

外的ハザード事象の分類の観点
基準3
①【発生】
外的ハザードの発生

基準4

基準5

基準6

②【到達】
③【時間余裕】④【影響度】
外的ハザードの到達外的ハザードのプラントへの影響

プラント（ ⑤【既存評価での検討】 ）基準1,2【1】出典：倉本孝弘, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

32

３．定性的評価方法の適用検討（外的ハザード事象の同定・分類）

33

外的ハザード事象の同定・分類の試評価（1/3）

【1】出典：倉本孝弘, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

34

外的ハザード事象の同定・分類の試評価（2/3）

【1】出典：倉本孝弘, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

35

外的ハザード事象の同定・分類の試評価（3/3）

【1】出典：倉本孝弘, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

36

外的事象PRAの実施手法

37

外的事象PRA実施手法の概要
PRAの課題 外的事象PRAの種類
 地震PRAの概要
 津波PRAの概要
 外的事象PRAの特徴を踏まえた構想
 PRA実施基準の策定状況と計画概要
【2】出典：成宮祥介, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

38

外的PRAの課題（その1）

福島第一原子力発電所事故を鑑みると、津波のような自然災害のハザード解析，外的事象PRA によるリスクプロフィールの把握，外的事象PRA 結果からのアクシデントマ
ネージメント整備，といったPRA の寄与が可能な局面が含まれている。
「東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会（畑村委員長、
H24.7.23）」の最終報告書には、“外的事象を対象としたアクシデントマネジメント導入に至らなかった経緯”において『地震PSA による評価や津波に対する安全評価を始めとして、事故の起因となる可能性がある火災、火山、斜面崩落等の外部事象を含めた総合的なリスク評価は行われていなかった。』と記載されている。
更に続けて、『施設の置かれた自然環境は様々であり、発生頻度は高くない場合ではあっても、地震・地震随伴事象以外の溢水・火山・火災等の外的事象及び従前から評価の対象としてきた内的事象をも考慮に入れて、施設の置かれた自然環境特性に応じて総合的なリスク評価を事業者が行い、規制当局等が確認を行うことが必要である。
その際には、必ずしもPSAの標準化が完了していない外的事象についても、事業者は現段階で可能な手法を積極的に用いるとともに、国においてもその研究が促進されるよう支援することが必要である。』と提言している。
【2】出典：成宮祥介, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

39

外的PRAの課題（その2）












内的事象のみならず、広く外的ハザードを考慮して原子力発電所の安全性を向上するために、外的事象PRA標準の整備に取り組む。
地震、津波、内部溢水PRA以外の実施基準の整備が必要。単独の外的事象としては、火災。
次に地震随伴事象のPRA実施基準に着手する。津波は既に地震との重畳状態のPRAを議論中。
地震、津波、火災、内部溢水以外の異常気象などの外的ハザード事象についてもそれらの特性に適切なリスク評価方法を選択する方法論を検討中。
停止時状態に外的事象が発生したPRA、あるいは外的事象による
L2PRAについても、複数PRA実施基準の参照で評価可能か、あるいはそれぞれのPRA実施基準が必要かを検討。
外的事象PRA実施基準だけではないが、PRA品質の確保にかかる要件をまとめて実施基準とする。
【2】出典：成宮祥介, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

40

外的事象PRAの種類
発電所を襲う外的ハザードのうち、シナリオ解析が必要な事象についてPRAを行う。

津波

異常気象（台風、極低温他）

外部火災

人為事象
（周辺列車事故、工場爆発他）

原子力発電所
屋外設備

建屋・システム内
機器故障

内部溢水
地震

内部火災

【2】出典：成宮祥介, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

41

地震PRA手法の特徴
建屋・機器の損傷限界は？
損傷確率は？

②建屋・機器の損傷確率(フラジリティ)評価
建屋・機器の揺れの大きさは？

③事故シーケンス評価
炉心損傷に至る道筋は？
頻度は？

プラント

地震の規模は？
頻度は？

①地震ハザード評価
震源
地震動強さは？頻度は？

【2】出典：成宮祥介, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

42

地震PRA手法の概要（手順）
地震ハザード評価
サイトにおける地動最大加速度がある値Ａを越えるような地震の発生確率
年
超
過
発
生
確
率
(1/年)

地震フラジリティ評価
地動最大加速度Ａにおける機器・設備の損傷確率１

地震システム評価
地動最大加速度(Ｇ)

安全上重要な系統のフォールトツリー解析
炉心損傷に至るイベントツリー解析

損
傷
確
率
０

地動最大加速度(Ｇ)

地震ＰＲＡ評価結果
炉心損傷頻度（ＣＤＦ）
ドミナントシーケンス
炉心損傷への寄与の高い機器・設備【2】出典：成宮祥介, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

43

地震PRA手法の概要（ハザード解析）
歴史地震

・歴史地震
・活断層
・平均発生率νo・マグニチュード
・震源距離の確率分布 Fm(M)の確率分布 Fr(R)

Fm(M)

活断層

Fr(R)

サイト

Mmin

全ての震源について推定された地震動強度の分布
総和

200

400

600

800

地震動強度Ａ（gal）

R

・距離減衰式による地震動強度の算出

1200

M=8
M=7
M=6

地震動強度（gal）

年超過発生確率地震ハザード曲線

Mmax M40

距離減衰式の推定誤差を考慮した確率分布

80
120
160
震源距離（ｋｍ）

200【2】出典：成宮祥介, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

44

地震PRA手法の概要（フラジリティ評価）
設備の耐震設計に内在する様々な裕度（例えば、統計値の95%信頼値を用いているなど）をそれぞれ安全係数（中央値及び不確定性）として定量化し、それをもとに設備の損傷確率曲線（フラジリティカーブ）を算定。

• 設計建屋応答に50% 信 頼 度

0.5

確
率

• 設計機器耐力に内在する裕度

95% 信 頼 度

傷

• 設計機器応答に内在する裕度損

内在する裕度

1.0

5% 信 頼 度

0※ これらの裕度をさらに詳細な要素に分けて定量化

０

２

４

６

８

１０

１２

地盤における最大加速度（Ｇ）

設備の損傷確率曲線（フラジリティカーブ） の例【2】出典：成宮祥介, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

45

地震PRA手法の概要（システム評価）
イベントツリー（ET）、
フォールトツリー(FT)を用いて炉心損傷に至る事象の発生頻度を、炉心損傷頻度（CDF）として算出

ある設備の機能喪
失

設備故
障

人的過
誤

FTの例
ポンプ、弁
の故障

ランダム
故障

それぞれの分岐（＝成功
または失敗）の確率をFTに基づいて算出し割り当
てる

サポート機
能の故障

地震による
損傷

ランダム
故障

炉心損傷頻度 (/炉年)

1.E-04

原安委
性能目標

1.E-05
1.E-06
1.E-07
1.E-08
1.E-09

地震による損傷

1.E-10
炉心損傷頻度（ＣＤＦ）の試算例
起因
非常用
スクラム
事象
電源

1.0

炉心冷却
高圧
注水

崩壊熱
除去
安全停止

加速度が大
地震による損傷
きくなるとラ
ンダム故障
0.5
の寄与は相
対的に小さくなる。
ランダム故障

失敗

成功

炉心損傷

損傷確率

0.0

減圧

低圧
注水

安全停止

炉心損傷
炉心損傷
炉心損傷

 炉心損傷頻度は平均値で10-6/炉
年のオーダー 不確実さの幅（90%信頼区間の幅）は、2桁から3桁程度。
 地震PRAはサイトの地震ハザー
ド条件の影響が大きい。

炉心損傷

加速度

炉心損傷

ETの例

【2】出典：成宮祥介, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

46

津波PRA手法の概要（手順）プラント構成・特性及びサイト状況の調査
・サイト･プラント情報の収集・分析
・サイト･プラントウォークダウンの実施

STEP1:津波ハザード評価
津波ハザード評価における不確実さ要因の取扱い

事故シナリオの同定
・事故シナリオの広範な分析・選定・広範な事故シナリオのスクリーニング
・事故シナリオの明確化
・起因事象の分析
・建屋・機器リストの作成

STEP2:建屋・機器フラジリティ評価
評価対象と損傷モードの設定
評価手法の選択

津波発生域モデルの設定

津波発生・伝播の数値
モデルの設定ロジックツリーの作成

耐力の評価

応答の評価

フラジリティの評価

STEP3:事故シーケンス評価
起因事象の設定

津波ハザードの評価
津波遡上の評価

事故シーケンスのモデル化
システムのモデル化
事故シーケンスの定量化【2】出典：成宮祥介, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

47

津波PRA手法の概要（津波ハザード評価）
津波評価モデルの設定
津波発生領域
断層モデル
マグニチュード範囲
地震発生確率(連動の設定)
ロジックツリー分岐項目設定

KT2
KT1

KTR1
JTN1

JTN3

JTT

JTN2

JTNR

JTS2

JTS1

ロジックツリーの作成と数値計算
フラジリティ評価用
津波水位作成津波ハザード曲線の作成

超過確率，超過頻度

津波発生・伝播の数値モデルの設定
海底地殻変動モデル
津波海域伝播モデル
ロジックツリー分岐項目の設定

津波ハザード曲線
偶然的不確実さを考慮

認識論的不確実さを考慮

津波高さ【2】出典：成宮祥介, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

48

津波PRA手法の概要（事故シナリオ）
津波による発電所への「脅威」は、 ①波力、②洗掘、③漂流物衝突、④海底砂移動、⑤没水、⑥
被水 が考えられる。津波ＰＳＡは、津波が発電所を襲った際に、海水がどこまで到達するか、建屋・機器がどのような影響で破損・機能喪失するかという確率を使って、炉心損傷に至る事故シ
ナリオを描く。
原子炉機器冷却系海水ポンプの冠水
取水塔

津波の引き波・遡上
基準水位

砂丘･堤防

取水槽

防波堤

土砂等の流入による貯水機能の障害

取水トンネル4.海底の土砂移動・堆積海水取水機能障害

取水口
津波の水位

3.漂流物

屋外受変電設備の冠水
遡上
砂丘･堤防

基準水位

堤体からの距離

防波堤

原子炉建屋

1.陸上遡上
津波来襲

遡上

屋外タンク･
付属配管の損傷
原子炉建屋

津波の水位

隣接河川

原子炉建屋

2.河川遡上

砂丘･堤防

基準水位
防波堤

堤体からの距離【2】出典：成宮祥介, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

49

津波PRA手法の概要（フラジリティ評価）
対象設備設定津波解析及び遡上解析結果

仮想津波設定変数：振幅、周期

遡上高（m）

機能喪失限界水位

津波解析●印：津波解析結果

最大波高（m）

沿岸の最大波高

津波フラジリティ曲線

津波遡上高等仮想津波
設定数

機能喪失確率

津波遡上解析

最大波高（m）【2】出典：成宮祥介, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

50

津波PRA手法の概要（システム評価）
起因事象の設定

事故シーケンスのモデル化

システムのモデル化

事故シーケンスの定量化

 津波によって誘発される起因事象：① 津波による原子炉停止② 津波による施設の損傷
 起因事象となり得る津波による施設の損傷：
・ 建屋などの建物・構築物の大型静的機器の損傷
・ 非常用海水系などのサポート系の機能喪失
基本的には，内的事象PRAのモデルを利用できる。
 基本的には，内的事象PRAのモデルを利用できる。
 津波以外の機能喪失要因であるランダム故障などとして，次を考慮する。
・ 機器故障，試験，又は保守による待機除外
・ 人的過誤・ 従属故障である共通原因故障
 特に，人的過誤のモデル化については，津波時特有の高ストレス状態を考慮して適切に設定する。
 炉心損傷に至る事故シーケンス i の発生頻度（CDFi）の算出：
a m axC D Fi  h a   Q a  d a
i

a min

【2】出典：成宮祥介, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

51

外的事象PRAの特徴を踏まえた検討

ハザード解析の結果における不確実さが大きい。
プラントへの影響（フラジリティ解析）においてもデータが少ないな
どの理由で機能喪失の評価上の判断が難しい。
複合事象の組み合わせを考えると事故シナリオが際限が無く多岐にわたるので、出来るだけ広くかつ具体性のある事故シナリオを挙げることが必要。その科学的想像力が求められる。

PRAはその結果（CDFのような数値結果だけではなく、支配的な機器や操作などの情報も）から意思決定（@
規制活動or事業者安
全確保活動）を行える
ことが最大の佳処。

外的事象PRAは複数の技術分野に渡るので、



外的事象PRA実施基準の整備展開にあたり、
単純な事象拡張では策定効率が悪い。時宜を得て必要なPRA実施基準を提示していくべき。



事故調査報告のようにPRAにかかる期待と要求は以前に比べると高まっているが、その分、関係者が正確な理解をすべき。

【2】出典：成宮祥介, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション, 4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料

52

出典一覧
No.

【1】

【2】

ライセンス

出典情報

‡

倉本孝弘, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション,
4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料, 外的ハザード事象のリスク評価とPRA基準の開発計画
その1：外的ハザード事象評価の分類手法の検討,
http://www.aesj.or.jp/sc/comittees/gijiroku/etc/2012a_sc_session4_1.pdf‡

成宮祥介, 日本原子力学会2012年秋の大会 標準委員会セッション,
4 「リスク評価とPRA基準の開発計画」発表資料, 外的ハザード事象のリスク評価とPRA基準の開発計画－外的事象PRA実施基準の整備－ , http://www.aesj.or.jp/sc/comittees/gijiroku/etc/2012a_sc_session4_2.pdf

53