原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書７バリア健全性に関する重要度評価ガイド（GI0007_附属書７_r2）

原子力規制庁
原子力規制部
検査監督総括課目次
1 適用範囲 ................................................................. 12 略語と定義 ............................................................... 2
3 重要度評価の手順 ......................................................... 24 タイプＡに分類される検査指摘事項に対する手順 ............................. 6
5 タイプＢに分類される検査指摘事項に対する手順 ............................. 8原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
附属書７ バリア健全性に関する重要度評価ガイド
1 適用範囲
本附属書においては、原子力規制検査（以下「検査」という。
）において特定された以下のいずれかに該当する検査指摘事項に関する重要度の評価に適用し、格納容器機能喪失頻度（CFF）の観点から安全上重要となる可能性があるかを明らかにする。
〇性能劣化した設備・機器の機能、すなわち、附属書１又は附属書６に記載されている重要度評価プロセスにより評価を行い、起因事象、緩和系統の利用可能性又は信頼性及び RCS バリアの健全性（潜在的に CDF を高める可能性のある項目）に影響し得る検査
指摘事項〇（CDF に影響せずに CFF を高める可能性のある）格納容器バリアの健全性に影響する性
能劣化状態に関連する検査指摘事項
実用発電用原子炉施設の炉心の著しい損傷を引き起こす事故は、格納容器機能喪失に係る対策が成功しなければ環境への放射性物質の放出に至る可能性があり、このような結果となる全ての事象の発生頻度を格納容器機能喪失頻度（CFF）という。このような事象としては、原子炉容器破損時又はその直後に生じる早期格納容器破損、格納容器バイパス事象及び格納容器隔離機能喪失も含む。
CFF 及び炉心損傷頻度（CDF）に基づくリスク重要度の判断は、以下の表１．１に示すそれぞれの頻度のしきい値に基づき行われ、CFF のしきい値は CDF のそれよりも一桁分厳しく設定される。したがって、場合によっては CFF を使った検査指摘事項の重要度評価を行わなければならない。本附属書は、格納容器バリアに係る検査での検査指摘事項の重要度を評価する指針を示すものである。
表１．１ ΔCDF 及び ΔCFF に基づくリスク重要度
定量的基準

ΔCDF に基づく判断

ΔCFF に基づく判断≧ 10-4赤赤

10 ＜ 10-5黄赤10-5 ＜ 10-6白

黄10 ＜ 10緑

白＜ 10-7緑

緑-4-6-7

本附属書での重要度評価プロセスは、CFF に関する検討事項に基づき検査指摘事項にリスクの特徴を割り付ける。そのような検査指摘事項には、３．１節に規定されるとおりタイプＡに分類されるものと、タイプＢに分類されるものがある。
タイプＡの検査指摘事項は、出力運転時の評価ガイド（附属書１）及びプラント停止時の評価ガイド（附属書６）を用いた評価により CDF に影響があると判断され、その結果 CFF にも影響を与えると判断されたものである。タイプＢの検査指摘事項は、CDF の決定に影響しない構築物、系統、機器（SSC）に関する検査指摘事項であり、格納容器の機能に影響し得るものをいう。

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2 略語と定義
2.1 略語CDF

炉心損傷頻度

CFF

格納容器機能喪失頻度

LERF

早期大規模放出頻度

MCCI

溶融炉心－コンクリート相互作用

PRA

確率論的リスク評価

RCS

原子炉冷却系

SDP

重要度決定プロセス

SSC

構築物・系統・機器

2.2 定義格納容器機能喪失頻度（CFF）
格納容器バイパス事象と物理的な格納容器機能喪失事象の双方を含んでおり、原子炉施設の放射性物質の閉じ込め機能喪失の頻度をいう。
重要度評価の各フェーズ：
フェーズ１〜検査指摘事項の特性評価と初期スクリーニング：
検査又は事業者が実施する是正措置プログラムによる検査指摘事項の正確な特性評価及び重要度の十分に低い検査指摘事項（緑）を特定するための初期スクリー
ニング
フェーズ２〜重要度の評価と基準：
フェーズ１の選別でスクリーニングされていない検査指摘事項についての重要度の評価
フェーズ３〜重要度の詳細評価：
フェーズ２の重要度評価の結果に対するレビュー及び必要に応じ、より精緻化した評価を行うもの。また本附属書以外の手法による何らかのリスク解析の実施（フェーズ１又はフェーズ２について本附属書又は附属書６に示す本指針からの逸脱はフェーズ３解析の対象）。
3 重要度評価の手順
本章においては、CFF の考慮事項に基づき検査指摘事項に対する重要度（色）を決定する手順の概要を示す。出力運転時だけでなく停止時における検査指摘事項を検討する。３．１項では、CFF に対して潜在的に影響し得る検査による指摘事項を２つの異なるタイプに分類して定義する。３．２項では、その重要度の評価に対する総合的な手順の詳細を示す。
3.1 検査指摘事項のタイプ
出力運転時又は停止時における事業者のパフォーマンス劣化に関連する検査指摘事項
は、SSC へ及ぼす潜在的な影響、その劣化が生じていた期間の推定、及び事故の可能性又はバリアの安全性の基本事項への影響評価に必要なその他の情報により特徴付けられる。
以下、２つのタイプの検査指摘事項が生じる。

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タイプＡに分類される検査指摘事項：
タイプＡに分類される検査指摘事項は、CFF の影響因子の特定にもつながる炉心損傷を引き起こす可能性に影響するものである。このような検査指摘事項は、出力時の検査指摘事項にあっては附属書１、停止時の検査指摘事項にあっては附属書６を用いて、ΔCDF への重要度の評価を行う。
タイプ B に分類される検査指摘事項：
タイプＢに分類される検査指摘事項は、炉心損傷の可能性に影響を与えないが、格納容器の健全性に大きな影響を与える可能性がある劣化状態に関連するものである。
表３．１は、（種々の格納容器型に対して健全性を維持するために関係する）SSC の一覧である。このような SSC の CFF に対する重要性についてもこの表に示す。
3.2 CFF に基づく重要度評価手順
図３．１は、代表的な検査による検査指摘事項の評価手順を示すものである。CDF で評価された検査指摘事項は全て、タイプＡに分類される検査指摘事項として CFF の変化量に寄与する可能性があるかどうかを評価される。炉心損傷に影響せず、格納容器の機能喪失のみに影響する検査指摘事項はタイプＢに分類される検査指摘事項として評価する。
タイプＡに分類される検査指摘事項：
タイプＡに分類される検査指摘事項では、CDF 基準の重要度評価プロセスにより ΔCDFに基づく重要度を求める。この全 ΔCDF が炉年当たり 10-7 未満である場合、重要度を「緑」と評価する。
炉年当たりの全 ΔCDF が 10-7 以上の場合、その検査指摘事項が炉心損傷に至る事故シーケンスのいずれにも潜在的に影響を及ぼし CFF の一因となると判断して、より詳細なフェーズ２の評価を行う。
この場合、４章に規定する CFF の検討事項に基づく ΔCFFを評価して重要度を判断する。
タイプＢに分類される検査指摘事項：
タイプＢに分類される検査指摘事項は CDF の変化に影響を及ぼさないものであり、CDF を用いた評価は行わない。ただし、タイプＢに分類される検査指摘事項はΔＣＦＦに大きく寄与する可能性があるため、CFF の検討事項に基づき適切なリスクカテゴリーに割り付ける。図３．１に示すとおり、CFF に影響を与える格納容器の SSC（表３．１を参照すること）又は格納容器の状況に関係するかどうかを判断するために、初期選別が行われる。その結果が「いいえ」であれば、その検査指摘事項の重要度は「緑」と評価する。その結果が「はい」であれば、５節の指針に基づいて重要度評価を行う。

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検査における指摘事項
劣化のある
SSCの特定CDFに影響がある？

表3.1に該当するか否かにより判断

No

CFFに重要なSSCの劣化?

Yes

Yes

Yes

No

△CDFに基づき重要度を決定△ CDFが10-7 /炉年未満?

Type B

Type A
No
Phase 2

緑判定

Phase 2
緑判定

図３．１ 重要度評価プロセスのフロー図

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表３．１ CFF に影響を及ぼす SSC 一覧
SSC
格納容器貫通部シール
・格納容器及び配管貫通部格納容器隔離弁
・BWR の格納容器又は PWR の格納容器から環境に接続する系統CFF に対する重要度
格納容器から環境へのバリアを構成する貫通部シールの破損は、CFF に重要な影響を及ぼす。

・圧力バウンダリから環境又は格納容器外の開放部に接続する系統

1-2 インチ直径程度の小口径配管及び閉ループを構成する系統は、一般的に CFF への寄与はないと考えられる。

・格納容器の内外の閉ループを構成するシステムに接続する系統
主蒸気隔離弁圧力バウンダリに接続する隔離弁はインターフェイスシ
ステム LOCA への寄与がある。
BWR の主蒸気隔離弁からの大規模な漏えいは CFF に寄与する。
格納容器スプレイ及び格納容器の除熱に係る設備は、格納容器の過圧破損、過温破損、MCCI によるベースマット貫通、圧力容器支持機能の喪失、ライナーのメルトスルー等に影響がある。格納容器減圧設備は、格納容器の過圧破損に影響がある。
格納容器の過圧破損、過温破損、MCCI によるベースマット貫通、圧力容器支持機能の喪失及びライナーのメルトスルーの防止に影響がある。
格納容器の過圧破損及び過温破損に影響がある。
格納容器スプレイは、MCCI によるベースマット貫通、ライナーのメルトスルー等に影響がある。
水素対策設備は、水素燃焼及び爆発による格納容器の破損に影響がある。

BWR 格納容器スプレイ
BWR 格納容器の除熱に係る設備
BWR 格納容器減圧設備
・フィルタベント・耐圧強化ベント
BWR における格納容器への水張設備

PWR 格納容器スプレイ・自然対流冷却系

ベントやプラグなどの格納容器の空間部に接続する大口径の系統は CFF への寄与が考えられる。

水素対策設備・イグナイタ、静的触媒式水素再結合装
置・循環ファン、水素混合系
圧力抑制設備
圧力抑制設備は、格納容器の過圧破損、圧力抑制プール・圧力抑制プールの健全性に係る設備におけるスクラビング効果による放射性物質の低減効果(真空破壊弁等)等に影響がある。
・圧力抑制設備の除熱に係る設備
フィルター設備
フィルタベント及びアニュラス空調系は格納容器の過圧・フィルタベント系破損に影響がある。また、中央制御室非常用給気系は中・スタンバイガス処理系
央制御室の居住性に影響がある。
・中央制御室換気空調系
原子炉減圧系
原子炉減圧系は、格納容器雰囲気直接加熱に影響があ・BWR の主蒸気逃がし安全弁る。
・PWR の加圧器逃がし弁
上記の項目に関連するサポート設備及び 上記の項目に関連するサポート設備及び監視系設備は監視系設備
CFF に重要な影響を及ぼす。
※使用済燃料に関する設備については、格納容器がないことから CFF に関する SSC ではなく、重大事故時にはソースタームの放出が懸念されるが、１体当たりのインベントリが少なく、燃料が破損した場合には、水中でのスクラビング効果が期待されることから LERF 及び CFF に関しても重要ではない。
指摘事項が使用済燃料に関する重大な劣化と考えられる場合には、フェーズ３又は附属書９での評価を行う。

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4 タイプＡに分類される検査指摘事項に対する手順
重要度評価に関するガイドの附属書１と附属書６は、CDF に基づく重要度決定プロセスを定めており、CDF に影響を与える検査指摘事項の重要度を評価するための指針が示されている。
これらの指針では、CDF の増加量 ΔCDF を評価し、重要度を決定する。
このような CDF に影響を与える検査指摘事項は、タイプＡに分類される。タイプＡに関しては、CFF に基づいて重要度の評価を行う。４．２節は出力運転時のタイプＡに分類される検査指摘事項に対する重要度の評価手順を示す。
【出力運転時のタイプＡに分類される検査指摘事項を評価するアプローチ】
ここでは、出力運転時のタイプＡに分類される検査指摘事項に対する CFF の重要度を評価する段階的プロセスを示す（図４．１）。
ステップ１：検査指摘事項の特性評価
全 ΔCDF を求め、CDF に影響を与える検査指摘事項のうち、CFF にも寄与する可能性のある検査指摘事項を同定する。
ステップ２：炉心損傷頻度の変化量によるスクリーニング
全 ΔCDF（全ての炉心損傷事故シーケンスの変化量の総和）が年間 10-7／炉年未満である場合、CFF に対する重要度は緑となり、それ以上の CFF に関する評価は不要である。そうでない場合、ステップ３へ進む。
ステップ３：リスクの重要度評価
PRA から得られた情報又はＰＲＡモデルを用いて以下を求める。
a)検査指摘事項に対するリスクの増加量の絶対値（ΔCDF 及び ΔCFF）
b)検査指摘事項に対するリスクの変化割合（ΔCDF／CDF 及びΔCFF／CFF）
c)検査指摘事項に対する主要な事故のシナリオ得られたリスクの増加量、リスクの変化割合及び主要な事故シナリオから、重要度を評価する。
より詳細な評価が必要と判断された場合にはフェーズ３の詳細評価、評価が困難な場合には附属書９に進むこと。

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附属書７ バリア健全性に関する重要度評価ガイド

プラントごとのワークシート

指摘事項

Yes
ΔCDFが10-7 /炉年未満?
No

緑判定

リスクの重要度評価
重要度評価では、PRAモデルを用いて以下を実施し、重要度を決める。
a) 絶対値（ΔCDF, ΔCFF）の計算と比較
b) 変化割合（ΔCDF/CDF, ΔCFF/CFF）の計算と比較
c) 主要なシナリオの特定

図４．１ タイプＡに分類される検査指摘事項に対する CFF を用いた重要度決定の流れ

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附属書７ バリア健全性に関する重要度評価ガイド
5 タイプＢに分類される検査指摘事項に対する手順
タイプＢに分類される検査指摘事項は、炉心損傷の可能性に直接影響しないが、格納容器の健全性に対して大きな影響を与える可能性があるものをいう。ここでは、タイプＢに分類される検査指摘事項に対する CFF の重要度評価の手順を示す。
【出力運転時のタイプＢに分類される指摘事項を評価するアプローチ】
ここでは、タイプＡと同様、出力運転時のタイプＢに分類される検査指摘事項の重要度評価の段階的なプロセスを示す（図５．１）。
ステップ１：検査指摘事項の特性の整理
格納容器のバリア機能に対する検査指摘事項の関係の観点で特性を整理する。重
要度決定に必要な次の情報を収集する。
・影響を受ける SSC と劣化の性質
・劣化状態の期間・漏えい規模や作動不能状態の水素イグナイタの数と位置などの情報
ステップ２：検査指摘事項のスクリーニングと定性評価
検査指摘事項が CFF に重要な影響を及ぼす SSC に伴うものかを表５．１に従って判断する。CFF に重大な影響を及ぼす場合、ステップ３へ進む。CFF に重大な影響を及ぼさないと選別された場合は、検査指摘事項の重要度は「緑」と判定され、それ以上の評価は不要である。
ステップ３：検査指摘事項に対する重要度の決定
検査指摘事項が CFF に重大な影響を及ぼすと判断された場合には、表５．２を用いた簡易評価を行い、検査指摘事項に関する重要度の評価を行う。
より詳細な評価が必要と判断された場合にはフェーズ３の詳細評価、評価が困難な場合には附属書９に進むこと。

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表５．１ タイプＢの指摘事項に関するスクリーニング
原子炉格納容器格納容器格納容器の除 圧力抑制 主蒸気隔 水素対策 原子炉減型式

型式

隔離に関

熱及び減圧に 室に関すする設備

関する設備

る設備

実施する

実施する

実施する 実施する

BWR

Mark I

離弁設備

圧系に関する設備

実施

実施する

しない
BWR

Mark II

実施する

実施する

実施する 実施する

実施

実施する

しない
BWR

Mark II 改実施する

実施する

実施する 実施する

実施

実施する

しない
BWR

ABWR/RCCV

実施する

実施する

実施する 実施する

実施

実施する

しない
PWR

ドライ型

実施する

実施する

実施

実施

しない

しない

実施する 実施する「実施する」の記載がある項目は、表５．２における重要度の評価を実施する。

表５．２ タイプＢの指摘事項に関する CFF に対する重要度
対象

指摘事項

リスク重要度

格納容器隔離格納容器貫通部シール、隔離弁、ベンに関する設備

ト又はパージシステムを介して、格納

＞30 日

30－３日

＜３日

赤

黄

白

黄

白

緑

黄

白

緑

黄

白

緑

容器体積に対して 100％／日を超える格納容器から環境への漏えい
格納容器の除格納容器の除熱及び減圧に関する設備

熱及び減圧に等の不作動関する設備
圧力抑制室に圧力抑制プールの健全性又はスクラビ関する設備

ングに重要なシステム／要素の故障（真空破壊弁又はその他の圧力抑制室バイパスに関連する設備）

主蒸気隔離弁

主蒸気隔離弁の漏えいが、いずれかの蒸気配管のうち最もシール性の良い密閉弁から 2.1ℓ／min（10,000scfh）以上である場合

水素対策設備イグナイタの不作動

白緑

緑

原子炉減圧系

原子炉減圧設備の不作動

白緑

緑

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附属書７ バリア健全性に関する重要度評価ガイド

指摘事項の特性の整理

指摘事項

表5.1によるスクリーニング
No

スクリーンアウトできる。

Yes
緑判定

表5.2により、重要度を評価
指摘事項の重要度を決定

図５．１ タイプＢに分類される検査指摘事項に対する CFF を用いた重要度決定の流れ

10原子力安全に係る重要度評価に関するガイド
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〇改正履歴
改正

改正日

改正の概要

０

2020/04/01

施行

１2021/07/21○附属書ごとに改正できるようにガイドの構成に見直し（附属書１～９）○記載の適正化２2022/06/16○記載の適正化11

備考