日本原子力学会「確率論的リスク評価の活用及び手法調査」
研究専門委員会

活動報告書

令和 3 年 3 月

目

次

１．緒言

1

２．活動概要4

３．活動成果6

３．１

レベル１PRA（人間信頼性解析/従属故障/
故障データ/動的解析を除く）に関する現状認識及び提言

8

３．１．１

当該分野の現状の認識

8

３．１．２

今後の展開と提言

14

３．１．３

PRA に関する全般的な人材育成方針

15

３．２

レベル１PRA（人間信頼性解析/従属故障/
故障データ/動的解析）に関する現状認識及び提言

16

３．２．１

当該分野の現状の認識

16

３．２．２

今後の展開と提言

22

３．２．３

PRA 技術或いは技術分野毎の人材育成方針

26

３．３

レベル２及び３PRA に関する現状認識及び提言

28

３．３．１

当該分野の現状の認識

28

３．３．２

今後の展開と提言

31

３．３．３

人材育成方針

33

４．結言

34

添付表

35

添付資料

第１〜６回専門委員会開催報告

１．諸言
東京電力福島第一原子力発電所の事故を教訓に，我が国の原子力産業界及び規制行政庁においては，原子力施設に対して高い水準の安全を達成すべく様々な活動を進めている．その中の重要な活動の一つとして，「リスク」を「安全」の指標と捉え，その情報を活用した意思決定に基づいて効果的にリスクの管理（安全性の向上）を図る取り組みが挙げられる．原子力施設の確率論
的リスク評価（PRA）は，この取り組みにおいて重要な役割を果たしている．
PRA は，レベル 1 からレベル 3，内部事象，外部事象を含め，原子力施設の設計から廃止措置に至る各段階において多岐にわたる応用が可能な技術である．一方で，実際に応用する場合には，適切なデータやパラメータの設定，目的に合致した合理的・科学的な解析・評価手法の構
築，不確かさの評価等，幅広い科学・技術分野の知識を必要とする．この点において，国内外における PRA の応用事例を収集・分析することは，PRA に関連する学術的・技術的知見を習得す
る一助になると同時に，我が国における PRA 手法の整備及び PRA の応用を進める上で不可欠であると考えられる．
近年においては，プラント状態等との動的なカップリングを取り入れたダイナミック PRA，サイト
レベル PRA，リスク集約といった新たな技術の進展や課題が示されている．このような最新知見の有用性を専門家により適時に評価するとともに，得られた情報を PRA に関する研究・開発や実務を行っている組織で共有することは，効果的・効率的な PRA 手法の発展に向けた重要なステップになり得る．
以上の観点に鑑み，現在から将来においてリスク情報の活用に参照される PRA に必要となる技術開発の方針の策定に資すること，並びに PRA に携わる若い世代の研究者・技術者の育成にも寄与することを目的とし，令和元年度に「確率論的リスク評価の活用及び手法調査」研究専門委員会を設置した．
なお，本研究専門委員会は日本原子力学会のリスク部会と関連を持ち，連携して活動を行った．
本研究専門委員会では活動期間において以下の活動を行った．
i.

PRA 手法に関する最新知見の調査

ii.

PRA の活用に係わる調査及び課題の抽出

iii.

PRA に関する研究及び PRA の実施を担う人材の育成

iv.

上記研究活動成果の発信

活動期間は，2019 年 4 月 1 日から 2021 年 3 月 31 日までの二年間とした．
また，成果の公表については，日本原子力学会ホームページ，日本原子力学会春の年会・秋の大会における報告，或いはリスク部会報，ニュースレターにて行う．

1

本研究専門委員会のメンバーは，学識経験者，国立研究機関，産業界（電力会社，メーカー，
エンジニアリング会社）等から確率論的リスク評価における研究や実務を行なっている専門家から構成し，前述の目標を達成するに十分な人材を擁している．また，様々な立場から今後の研究ニーズや将来的な人材育成を検討できるように配慮されている．
本研究専門委員会のメンバーを次ページの表１に示す．

2

表１ 研究専門委員会メンバー
氏

名

所

属

主査

牟田 仁

東京都市大学幹事

井手 善広

アドバンスソフト

池側 智彦

日立製作所

石川 淳

日本原子力研究開発機構

氏田 博士

アドバンスソフト

江藤 淳二

三菱総合研究所

蛯澤 勝三

電力中央研究所

北田 孝典

大阪大学

木村 仁宣

日本原子力研究開発機構

久保 和造

原子力安全推進協会

佐藤 博之

日本原子力研究開発機構

新﨑 聡司

原子力エンジニアリング

高原 省五

日本原子力研究開発機構

竹次 秀一

関西電力

竹田 敏

大阪大学

武田 大介

電力中央研究所

玉置 等史

日本原子力研究開発機構

當房 拓朗

東芝エネルギーシステムズ、

成宮 祥介

原子力安全推進協会

増山 大輔

三菱重工

山野 秀将

日本原子力研究開発機構

委員（50 音順，敬称略）

3２．活動概要「確率論的リスク評価の活用及び手法調査」研究専門委員会では，以下の項目について各委員の知見や調査した結果を持ち寄り，議論を行った．
i.

PRA 手法に関する最新知見の調査

ii.

PRA の活用に係わる調査及び課題の抽出

iii.

PRA に関する研究及び PRA の実施を担う人材の育成

これらに基づく議論の結果は，後述の研究マップの形でまとめた．この研究マップを基に，本委員会として今後の PRA に関する研究や応用の方針を策定し，さらには関連して人材育成について提言するものとし，本報告書をまとめた．
活動期間において，以下に示すように６回の会合を実施した．これらの議論の結果を次章以降にまとめる．
（１）第 1 回会合
開催日時：令和元年 7 月 23 日（火）10:00－12:00
開催場所：JANSI 13 階 第 4 会議室（港区芝 5-36-7 三田ベルジュビル）
出席者：18 名
主な議題：委員会の主旨説明，委員自己紹介・各機関での PRA に係る活動の紹介，今後の活動に関する議論（２）第 2 回会合
開催日時：令和元年 10 月 18 日（金）14:00－17:00
開催場所：JANSI 13 階 A 会議室（港区芝 5-36-7 三田ベルジュビル）
出席者：16 名
主な議題：第 1 回委員会開催報告の確認，国内外研究マップの作成に関する議論，国内
外研究マップの作成に関する宿題事項，次回の委員会（第 3 回委員会）以降のスケジュール
（３）第 3 回会合
開催日時：令和 2 年 1 月 29 日（水）13:30－17:00
開催場所：JANSI 13 階 B 会議室（港区芝 5-36-7 三田ベルジュビル）
出席者：15 名
主な議題：第 2 回委員会開催報告の確認，国内外研究マップの作成に関する議論，国内
外研究マップの作成に関する宿題事項，人材育成のアイデアに関する議論，

4

次回の委員会（第 4 回委員会）以降のスケジュール（４）第 4 回会合
開催日時：令和 2 年 6 月 16 日（火） 13：30 ～ 17：00
開催場所：ウェブ会議＠Zoom
出席者：18 名
主な議題：第 3 回委員会開催報告の確認，令和元年度活動報告（案）に関する議論，研究
領域毎のグループ別議論，今後の活動に関する議論（５）第 5 回会合
開催日時：令和 2 年 10 月 28 日（水） 13：30 ～ 16：45
開催場所：ウェブ会議＠WebEx
出席者：18 名
主な議題：第 4 回委員会開催報告の確認，各グループ検討結果を共有し議論，今後の活動に関する議論（６）第 6 回会合
開催日時：令和 3 年 2 月 24 日（水）13:30 ~ 16:45
開催場所：ウェブ会議＠WebEx
出席者：18 名
主な議題：第 5 回委員会開催報告の確認，活動報告書（案）に関する議論

5

３．活動成果
本章では，本研究専門委員会の活動成果について述べる．本研究専門委員会が目指す成果
物は以下の通りである．
A) 各委員の現状の知見に基づく近年の研究分野の分類整理とこれに対応した論文リスト，
並びに研究マップとしてまとめ
B) 上記を踏まえた，各分野における今後の研究方針に関する提言
C) 確率論的リスク評価に関連する分野で活躍する人材の育成方針に関する提言
本研究委員会を立ち上げるに先立ち，各委員の研究領域やこれまでの研究活動を共有するために，委員全員の研究実績を作成した．これを初回の委員会で共有し，２回目以降の委員会での議論の進め方を議論した．その結果，本研究委員会で議論すべきステップおよび論点を以下のようにまとめた．
①

これまでの研究の整理：委員全員を研究領域である程度グループ分けし，各々の研究分野における近年（過去 5年程度とする）実施の研究項目の摘出する．例えば，動的 MUPRA 手法…など．
調査対象論文は，PRA に係る国際会議（PSAM，PSA，ASRAM など）および学術論文（JNST，Elsevier の論文誌など）とした．
各委員の研究実績および近年の論文調査結果（論文リスト）を基に，研究マップを作成す
る．研究マップのサブ分類（複数階層で整理する）を適宜見直しつつ，マップを洗練した．
関連する技術分野は，例えば国際会議であればセッションの名称のレベルで分類した．
内容については，必要に応じて概要を調査するが，特記すべき論文は区別した．

②

研究課題の整理：②で作成した摘出した各研究領域における課題の明確化を行った．学会標準の今後の動向（改訂予定など）や各研究機関の研究計画（電中研 NRRC，原子力規制庁安全研究，
JAEA 安全研究）も参考とした．
課題の摘出，明確化においては，各委員の意見を持ち寄り，議論を行うことで整理した．
ここでは，課題解決に資する人材の育成の方針についての意見を含んでいる．

③

人材育成のアイデア
上記③での意見に追加して、次のような論点を出して、自由に議論を行った．
・

現状のリスク研究にかかる技術者，研究者の所属分布，年齢分布（可能であればジ
ャンル別）

・

各機関における人材育成の方針（差し支えない範囲で）・インターンやサマースクール等の企画の意図

6

・

ASRAM における学生セッションの在り方

議論の際には，議論をし易くするために検討領域を以下の３つのグループに分類した．特にレベル１PRA は，最近５年間の論文調査を行った上での判断ではあるが，比較的論文数が多かった人間信頼性解析（HRA），従属故障，動的解析等をトピックとして取り扱い，その他の領域とは別個に取り扱った．
(1) レベル１PRA（人間信頼性解析/従属故障/故障データ/動的解析）(2) レベル１PRA（前述以外の領域）(3) レベル２PRA
各グループによって作成された研究マップを添付表３―１〜１３に示す．各表の内容は以下の通りである．
・ 添付表３―１：レベル１PRA に関する論文のうち，火災 PRA，溢水 PRA，主に PRA・リスク
情報活用に係る論文を除いたもの
・ 添付表３―２：火災 PRA に係る論文・ 添付表３―３：溢水 PRA に係る論文・ 添付表３―４〜１１：不確かさ，感度解析，リスクの統合，安全目標，性能目標，設計変更，OLM，設計基準と確率値の統合，目的とリスク評価の詳細度，知識不足，定性分析／評価，PRA のスクリーニング基準に係る論文・ 添付表３―１２：レベル２，３PRA に係る論文（評価手法に係るもの）
・ 添付表３―１３：レベル２，３PRA に係る論文（活用に係るもの）
次節以降，各研究領域グループの検討結果についてまとめる．

7

３．１

レベル１PRA（人間信頼性解析/従属故障/故障データ/動的解析を除く）に関する現状
認識及び提言３．１．１

当該分野の現状の認識(1) PRA 技術
内的事象レベル 1PRA（人間信頼性解析/従属故障/故障データ/動的解析を除く）の技術は、一般的に出力運転時と停止時の運転状態を区別して PRA が分類されている
ものの、事故の発端となる事象の特性に応じて、発電システムの内部で起きる機器故
障及び人的過誤などの内的事象に起因して、評価する指標の範囲として炉心損傷頻度までを評価する目的においては、技術的にほとんど成熟しており、研究開発要素はほと
んどないとの現状認識を確認した。
また、資源に乏しい我が国では、資源を有効活用する観点で、原子力発電所で発生した使用済燃料から再利用可能なプルトニウムやウランを取り出して、燃料として加工
し、もう一度発電に利用する核燃料サイクルを推進していることもあり、潜在的なリスク（公衆や環境への影響の頻度と大きさ）が大きい原子力発電所の PRA 技術の研究開発が優先されるべきではあるが、再処理施設や加工施設などの核燃料施設や原子力発電所の廃止措置に対する PRA 技術の研究開発の重要性についても確認した。
国内外での内的事象レベル 1PRA（人間信頼性解析/従属故障/故障データ/動的解
析を除く）の近年の研究開発に係る動向について調査・確認し、技術的な研究開発を行うことでは、活用する目的を踏まえて取り組むことの重要性を確認した。具体的には、次のような議論があった。
Ø

数 10%程度の誤差低減を追求するよりも、オーダーエスティメートが重要となる場
面が多いことから、様々な要因を想定しつつ、目的を踏まえた合理的なリスク評価
手法の検討が重要である。

Ø

リスク評価モデルはより複雑化・高コスト化しており、特に物理パラメータのシミュレ
ーターをモデルに含めて、モンテカルロ法に基づく評価を行う場合には、計算負荷が大幅に増大する傾向にある。例えば、アイダホ国立研究所で開発されている
RAVEN は、RELAP5-3D のような軽水炉解析基盤ソフトだけでなく、一般的な核計
算コードシステム SCALE とも結合させることが可能となっている。このようなコード
システムの結合により様々な要因を想定した精度のよい評価が可能となるが、計算負荷の課題が顕在化している。

Ø

PRA の詳細度（例えば、ポンプの機能喪失を見るか、ポンプの中の構成部品（主軸、羽根車、潤滑油や電気回路など）までをみるのか）についての検討も必要であり、必ずしも詳細化したからといって、不確実さが低減したりせず、意味のある精度で評価できるわけではない。
我が国の PRA 技術については、2020 年 4 月から本格運用されている原子力規制8

検査において PRA モデルを活用することを目的として、四国電力が開発していた伊方発電所 3 号機の内部事象出力運転時レベル 1PRA モデルに対して、原子力規制庁による適切性確認が実施されている。
この確認において、ＰＲＡモデルの適切性については、ＰＲＡに係る安全研究で得た知見、日本原子力学会のＰＲＡ実施基準、米国機械学会及び米国原子力学会のＰＲＡ標準などを参考に、ＰＲＡモデルの確認に必要な項目を設定し、それぞれの確認項目について、次の３つの視点が満足されているかについて確認がなされた。
① 設計、運転管理、運転経験などのプラント情報を適切に反映していること。
② 起因事象の発生箇所や規模を特定するなど、評価結果に影響するようなモデル化の仮定が適切であること。
③ 他の類似のＰＲＡモデルと比べて、ＰＲＡモデルの差異の根拠が明確なこと。
上記の確認の他、米国ＮＲＣの専門家にＰＲＡモデルの結果である炉心損傷頻度、炉心損傷となる緩和設備の故障の組み合わせ、機器の重要度などを提示して確認がなされた。
これらの適切性確認の結果、技術的にほとんど成熟しており、研究開発要素はほと
んどないとの現状認識と同様に、原子力規制検査で活用するにあたり大きな問題は確認されなかった。ただし、次のような要修正箇所が３点及び中長期的な改善箇所が３点あることが確認された1。

1

原子力規制庁、四国電力株式会社伊方 3 号機 PRA モデルの適切性確認結果（案）、令和 2 年
3月
9表 3.1.1-1 伊方 3 号機の PRA モデルの修正箇所一覧
番号
1

修正箇所

理由

今後の方針

外部電源喪失外部電源喪失の原因となる自然災害（地

令和３年度末までにの発生頻度

震、風雪等）、送電網の不具合、送電線の不事業者がＰＲＡモデル

具合等の特徴は、プラント型式で大きな差を修正異はないため、ＰＷＲ及びＢＷＲの運転経験を含めることが適切である。なお、これまでに発生した地震のうち、直接プラント内の機器等に影響を与えず外部電源を喪失させた
地震については、内部事象ＰＲＡの外部電源喪失に含めることが適切である注１）。
2

交互運転して

原子炉補機冷却系、原子炉補機冷却海水

令和３年度末までにいる系統（原子系、制御用空気系等のように、非常時にお事業者がＰＲＡモデル

炉補機冷却系

いて必要な設備でかつ常時運転している系を修正等）のモデル化

統は、定期的に運転するトレインを切り替え（フォールトツリる運用になっている。そのため、このような

ー）系統は、運用を考慮してモデル化することが適切である。

3

共通原因故障共通原因故障を考慮する機器の範囲につ発生頻度についての範囲及び発いて、冗長性のある機器のうち運転状態がは、令和元年度末ま

生頻度違う機器についても共通原因故障を考慮す

でに事業者がＰＲＡモることが適切である。また、共通原因故障にデルを修正より起因事象が発生する可能性がある場
合、その共通原因故障は、１年間に発生する頻度を算出することが適切である。
注１） 地震時を対象にしたＰＲＡにおいては、一般的に、地震によりプラントが停止するような事象を評価対象にする。

10

表 3.1.1-2 伊方 3 号機の PRA モデルの中長期的な改善箇所一覧
番号
1

修正箇所

理由

今後の方針

冷温停止及び冷温停安定状態を複数設定することで、全炉原子力規制庁が、安止に失敗した高温停

心損傷頻度、機器の重要度等に及ぼ定状態の定義の違い

止の２つの状態を安す影響が定かではないため。

による影響を評価

緩和機能の継続を必

安定状態の定義により、２４時間以上

原子力規制庁が、安要とする時間（使命時の使命時間が必要な場合もあるた

定状態の定義の違い間）を一律２４時間とめ。

による影響を評価

機器故障率に、国内

国内機器故障率は、米国の機器故障

事業者が機器故障率

機器故障率を用いて率に比べ１桁から２桁程度小さい値での算出方法を検討中いる。

あるため、この差異を分析する必要

定状態と定義してい
る
2

している。
3

がある。

11

(2) PRA，リスク情報活用
リスク情報活用については、原子力産業界で積極的に活用してくことが望ましい。リ
スク情報の活用の機会としては、以下が挙げられる。
① 設置許可時の原子力施設のリスク把握② 変更時の原子力施設のリスク変化③ 原子力規制検査（維持・向上の活動）
設置許可時の原子力施設のリスク把握では、いつまでに、どの程度の安全を達成す
るのかについて、特に規制のバックフィットや事業者の外的事象に対する意思決定において、有効に活用できると考えられることから、安全目標・性能目標など、リスク評価の指標が何と紐づいていて、本質的にどこまでリスクを低減されるべきかなどの考え方を規制に取り入れることが必要である。
放射線安全の観点から定められている性能目標と一般的な人間の死亡率から定められている安全目標には本来ギャップがあり、「なぜ現場では性能目標を使うことで達成されるのか？」そのギャップの説明がリスク情報活用では基盤となる。
世界的に小型炉の研究開発が進んでいるが、設計条件にたとえ事故が発生したとしても敷地境界外には有意な影響がないことが追求されているが、環境への影響・財産への影響についての考え方を構築することも必要である。
変更時の原子力施設のリスク変化では、定期検査時などの停止時におけるリスクモ
ニタとして国内でもリスク情報の活用が進んでいるが、設計変更や保全プログラムの変更など、原子力施設としてのリスクの増減を評価することでのリスク情報の活用への展開が課題である。
また、PRA では、最適評価による事故解析などを必要とするが、特に時間に依存した原子炉の事故応答において、成功基準や事象進展に関する知見を得ることが重要と考える。安全解析では、設計基準をベースとして、評価が必要なケースを限定（保守的な評価条件など）しているが、リスク評価ではより多数の実際的な事故進展シナリオに対して、原子炉がどのように応答するのか、炉心損傷にどう繋がるのか、どう放出されるのかなどを理解することに有効である。最適評価を含むリスク評価は、普段経験することがほとんどない設計基準を超えた事象への対応に、深層防護の観点でリスク思考を醸成することに必要である。
原子力規制検査（維持・向上の活動）については、米国の原子炉監督プロセス（ROP）
を参考とした原子力規制検査が 2020 年 4 月から本格的に運用が開始された。安全なプラントの運転に最も影響を及ぼすパフォーマンスの側面に、規制機関と事業者のリソースが集中できるように、リスク情報に基づいたプロセスと意思決定を行う検査制度が導入された。
リスク思考を日々の活動に取り入れるためには、機器の稼働中と故障中（停止中含12む）のリスクの変化を、事業者のスタッフが理解でき、リスクレベルを監視できるような方法（指標など）を検討する必要がある。例えば、機器の安全重要度分類、耐震重要度や保全重要度はリスク思考を日々の活動に取り入れるための一つの方法（分類プロセスの整理を見える化することも重要）であると考える。
また、設計基準が満たされ、技術仕様なども満たされている場合に、事業者には原子力の安全性の責任は、全て規制機関が負っているとの、自己満足的な安心感に陥る可能性がある。このことは、福島事故の教訓から安全に対する重大な脅威であるため、安全文化のベースとしてリスク情報を活用することが重要である。
(3) その他
これまで炉心損傷頻度までを評価するレベル 1PRA、レベル 1PRA の結果を受けて格納容器破損頻度及び放射性物質の環境への放出量やタイミングなど（ソースターム）を評価するレベル 2PRA、さらに、ソースタームをもとに公衆や環境への影響の頻度と大きさを評価するレベル 3PRA に分類され、各区分で PRA 評価がなされてきたが、このような区分を取り払って、STEP1：何が起こるのか、STEP2：どう対策するか、
STEP3：どう活かしていくか、の 3 段階で PRA 評価が実施されることが重要である。
Ø

STEP1 について、まずは何が起きるのかを明らかにする必要がある。発電所の外への影響や、周辺の住民への影響をも明らかにする必要があるため、従来のレベル 1、2 及び 3 といった区分を取り払って、起きる現象をシミュレーションしていくことが重要である。

Ø

STEP2 について、実際に起きる現象への対策を立案するにあたっては、シミュレーションの活用だけではなく、モニタリングポスト等による実測値を活用して危険回避策を立案できるような枠組みを用意しておくことは重要である。また、設計を超えたところで何が起きるかを考える、クライシスマネジメントの枠組みも重要である。

Ø

STEP3 について、PRA の結果の活用にあたっても、プラントの周囲までを考慮した周辺住民に対するリスクを評価できる枠組みが必要である。また、住民がリスク評価結果を受け取るリスクコミュニケーションの在り方についても検討が必要である。

13

３．１．２

今後の展開と提言(1) PRA 技術
内的事象レベル 1PRA（人間信頼性解析/従属故障/故障データ/動的解析を除く）の技術は、ほとんど成熟しており、技術的な研究開発を行うことでは、活用する目的を踏まえて取り組むことが重要である。
潜在的なリスク（公衆や環境への影響の頻度と大きさ）が大きい原子力発電所のPRA 技術の研究開発が優先されるべきではあるが、再処理施設や加工施設などの核燃料施設や原子力発電所の廃止措置に対する PRA 技術の研究開発は、リスク情報活用の観点からも国内原子力関連施設を念頭に実施すべきである。
(2) PRA，リスク情報活用
原子力産業界で積極的にリスク情報活用がなされる必要がある。そのためには、機器の稼働中と故障中（停止中含む）のリスクの変化を、事業者のスタッフが理解でき、リスクレベルを監視できるような方法（指標など）や機器から逆引きで、当該機器の重要性について、リスクに紐づけて示せるツールを検討する必要がある。例えば、安全重要度分類、耐震重要度や保全重要度はリスク思考を日々の活動に取り入れるための一つの方法（分類プロセスの整理を見える化することも重要）であると考える。
(3) その他
レベル 1～3 の各区分で PRA 評価がなされてきたが、このような区分を取り払って、
STEP1：何が起こるのか、STEP2：どう対策するか、STEP3：どう活かしていくか、の 3
段階で PRA 評価が実施されることが重要である。例えば、地震ハザード評価を担当するエンジニアとフラジリティ評価を担当するエンジニアが交流し、お互いが専門性を有する分野の理解促進などを進めるべきである。また、リスク情報の設計への活用の観点
からは、リスク評価を担当するエンジニアと設計を担当するエンジニアの交流も進めるべきである。

14

３．１．３

PRA に関する全般的な人材育成方針(1) 教育対象
教育対象として、規制機関と事業者、規制機関（事業者）と公衆、運転員と保守員など、原子炉施設を取り巻く多様な内外のリスクコミュニケーションが図られるためには、属性と責任または関心に応じた教育訓練内容の提供がなされる必要がある。したがって、発電所職員（運転員だけでなく、保全部門や非エンジニアも含む）や地元の自治体の職員、規制機関の職員、エンジニア予備軍の学生なども対象として考慮されるべきである。
(2) 教育内容
教育内容は、教育対象に応じたプログラムとすることが望ましい。
新人エンジニアの育成の場合、OJT 重視の教育にしてしまうと、プラント情報の収集に関する作業の量が多くなり、肝心のリスク解析技術の習得やリスク評価結果の解釈へ業務が到達するのが遅くなるケースがある。一方、座学中心で一通り先に教えることを目指す場合、教育事項が多いため教育期間が間延びしてしまい、教育を受けた者にとって学習内容の定着度合いが悪いように見えるケースがある。特に、新人エンジニアの早期育成に資することでは、学会標準の講習会はある程度分かっている人でないとついていけない場合があるため、初学者向けでコンパクトにポイントを押さえた講習が有効である。
原子炉施設のリスクマネジメントの観点（マネージャー以上）では、決定論的な要件（設計基準要件）と PRA のような確率論的評価時の要件（モデル、前提条件など）は、
必ずしも一致しているわけではなく、決定論と何がどう異なるか、PRA と決定論的アプローチが比較できるように、深層防護の観点で文書化され説明されることも重要である。
リスク情報活用の観点では、日本原子力学会で RIDM 標準が発行され、ルールが整備されている状況にある。決定論的な事項に加えて、確率論的な事項を考慮することが原子力学会 RIDM 標準に示されているが、考慮すべき事項（キーエレメント）として、様々な事項が例示されている。個別プラントの置かれた状況によって、原子炉施設が意
思決定によってとりえる対策は様々であり、例えば、外的事象の津波では①防潮堤を高くする、②水密扉を設置する、③モバイル機器を高台に設置するなどの対応が考えらえるが、意思決定ための情報とプロセスを文書化し、実際に適用した事例を収集及び蓄積し、リスク情報活用事例集とすることが重要である。今後は、これらのルールを実際に適用した事例を収集及び蓄積し、事例集として広く共有することが有意義である。

15

３．２

レベル１PRA（人間信頼性解析/従属故障/故障データ/動的解析）に関する現状認識
及び提言

３．２．１

当該分野の現状の認識(1) HRA・ タスクを見る THERP 等の第 1 世代、状況（コンテクスト、これまでの経緯や周囲の環境条件等）を見る ATHEANA 等の第 2 世代の評価手法はほぼ確立している。
加えて、最近、第 2 世代の考え方を取り入れた簡易手法として IDHEAS 等の第
1.5 世代の手法も開発されている。
・ これまでの適用範囲（内的事象）に加えて、外的事象等（地震、津波、火災、マルチユニット PRA（MUPRA）、デジタル中央制御室（MCR））への適用先拡大も検討されており、手法の拡張が進んでいる。
・ 国外新手法は、第 4 回委員会で取りまとめた添付表 3-1 でカバーされている。欧州では、フランスで第 2 世代の MERMOS の活用が継続的に進められている。また HALDEN 原子炉プロジェクトの HAMMLAB では米国 NRC との協力で、多数の手法の評価結果比較から結果の大きな相違はタスク分析の不備だと指摘し、タスク分析手法の確立に向けた研究をしている。一方米国では、NRC と産業界とが協調して IDHEAS 等の第 1.5 世代の手法開発に注力している。日本においても電中研においてコンテクストを記述する方法を開発中である。
・ 今後とも国外新手法の調査を継続し国内適用を検討することが望まれる。但し、国外新手法の国内適用時には、国内の各サイトで訓練データを収集し、収集した国内データを用いることで精度向上を目指す必要がある。
・ 人間の認知メカニズム（対応の成否は認知のうち意思決定の要素に強く関係する）
や状況（コンテクスト、これまでの経緯や周囲の環境条件等）の依存性が、人間行動の成否を決定つけることが理解されてきている。しかし現状の HRA 手法は、その依存性を十分に取り込めておらず、手法や分析者による評価結果（HEP）の差
異が大きい。手法改良には、タスク分析手法の確立が課題である。タスクは実機の状況に大きく依存するので、実際に現地に赴きそこでの分析経験をタスク分析に反映することが期待される。
・ HRA で求めた HEP と、PRA で使用する機器等の故障確率とを同等に取り扱えるかどうかについても検討の余地がある。即ち、人間による失敗のリスクの方が機器故障に起因するリスクに対して高い／低いと議論できる程度に HRA の HEP の精度を確保できるかに疑問が残る。
・ 但し、HRA の不確かさのうち、実機の実要員のタスク対応行動を現場で確認することにより、“解析者による差異”は低減できる可能性がある。しかし、外部ハザードのように、不確かさを低減しづらいハザードもあることから、開発すべき HRA 手法の詳細度は、PRA の不確かさレベルと整合させる必要があるかもしれない。

16

・ 以上のように、手法開発（第 1～第 2 世代）は着実に進行している。しかし現状は、専門家の緊急時対応には、プラントにおける事象の複雑な挙動とそれに対応する要員の認知のメカニズムの理解不足が相乗しており、手法により HEP 評価結果が3 桁程度相違するケースも散見される。実機の対応を観察しつつ現場で実際のタスクに対する対応を理解して、概略で良いがタスク分析結果とリンクする形でデー
タを取り続けることが望まれる。
・ HEP の真値を求めることが困難という状況（特に外的事象やレベル 2 等の過酷状
況下では、その実際の状況での人間行動データをとることは事実上難しく、訓練時のデータと実際の災害時ではデータの質が異なる懸念もある）は依然として課題となる。
・ より現実に即した HRA とするためには、個別の案件毎に異なるはずのプラント状
況や人間の行動に影響する要因をどのように考慮して HEP を求めたのか、その説明性を定性分析にて充実させることが重要であるが、定性分析の充実には相応の労力が必要となる（担当者へのインタビューや現場・訓練状況の観察等）。
(2) マルチユニット
・ 近年、各機関にてマルチユニット、マルチサイトのリスク評価に関する研究が活発に実施されている。技術的な研究としてユニット間の相関のモデル化に関するものが多い一方、マルチユニット、マルチサイトのリスク評価におけるリスク指標や安全目標、リスク情報活用といったリスク評価の方向性に関係するテーマの研究も活発に行われている。
・ シングルユニットのリスク評価におけるユニット内の相関関係でさえ評価が難しい
中、マルチユニット、マルチサイトのリスク評価手法は、検討の途上であるため課題が多い。特に、外的事象（地震）の PRA における相関性のモデル化については、
大きなテーマとなっている。
・ シングルユニットのリスク評価モデルと比較して、マルチユニット、マルチサイトのリ
スク評価モデルは大規模になるため、合理的なモデルの構築が重要である。
・ 実用的なマルチユニット、マルチサイトのリスク評価の実現のために、安全目標の議論への利用だけでなく、リスク情報活用として評価をどのように活かすか、評価のご利益は何か、といったリスク評価の方向性に係る議論も重要である。
(3) CMF（＝CCF）(ｱ) 内的事象
・ 冗長系の機器数が増えると実データ（複数同時故障回数のデータ）が少なくなり、
CCF 発生確率評価時の不確かさが増加する。これを解決するためのシミュレーシ
ョンによる CCF 発生確率の定量化研究が散見される（添付表 3-1 参照） シミュレ

17

ーション技術の向上は、実機からの故障データ拡充が期待できない CCF 分野においては、実データ（故障データ）不足を補完できる可能性を有する。
・ 現在の CCF モデルは機器の対称性あり（機器の個性なし）を仮定しているが、非対称 CCF（機器の個性あり。具体的には、メーカの違いによる設計・製造・加工・輸送・据え付け・運転・保守・使用環境等の違いによる機器の個性）の取り扱いが可
能な、より詳細な CCF モデル化手法も検討されている（添付表 3-1 参照）．しかしながら、非対称 CCF は、現行の対称 CCF モデルを適切な保守性を担保した上で用いることで、実用上は対応可能と考える。
・ デ ジ タ ル I&C 向 け の CCF モ デ ル 開 発 、 動 的 PRA （ Dynamic Bayesian
Network(DBN)）向けの CCF モデル開発、マルチユニットサイト向けのユニット間CCF 相関評価モデル開発等の研究も行われている（添付表 3-1 参照）．デジタル
I&C 向け、動的 PRA 向けの CCF モデルは、現行のモデルを移植したもののようであり、特段の開発要素は見受けられない。マルチユニット PRA 向けの CCF 技術
開発は、ユニット間 CCF（Inter-Unit CCF）モデル開発が主となるが、ユニット内
CCF（Intra-Unit CCF）モデルの考え方を拡張する評価手法が電中研より提案されている（研究報告：O18012、内的事象（レベル 1）マルチユニット PRA 評価手法の開発 ―ユニット間共通原因故障評価手法の提案―、2019 年 5 月、猪俣、曽我、三浦）。試評価による実機適用性検討等の課題は残るものの、評価モデルの基礎は確立されている。
・ 部品（スイッチやアクチュエータ等）レベルで相関を有する、異なる機器間の CCFの存在が報告されている（添付表 3-1 参照）．しかしながら、部品レベルの CCF は、
リスク上問題となるレベルの実例が発生した場合にのみ、追加研究（合理的なモデ
ル化検討等）を行えばよく、先行して技術開発を行う必要はないものと考える。
・ 電中研ロードマップ(2019/2)に、「国内 CCF 事象の収集・分析」「CCF パラメータ推定手法の構築」「サポート系起因事象の CCF モデル化手法構築」の 3 項目が実施
事項として記載されている。電中研ロードマップの「CCF パラメータ推定手法の構築」に対応する研究成果として、Staggered 試験の数学的な妥当性検証に係る基礎研究論文が電中研から報告されている(S. Soga, “Mathematical Justification of
the Staggered Test Scheme by a Time-Dependent Failure Model”,
ESREL2020-PSAM15, November 1-5, 2020)。また、応用研究として、同じく電中研から、冗長性を持つ複数の機器を適切にグルーピングし、同一グループ内の機器を Non-staggered 試験で、異なるグループ間の機器を Staggered 試験で検査することにより、故障確率を低減する試験方法（Multi-Group Staggered Test
Scheme）が提案されている(S. Soga, “Multi-Group Staggered Tests for Highly
Redundant Systems”, ICONE2020-16172, August 4-5, 2020)。上記のように、現状の CCF モデル（α ファクタモデル、β ファクタモデル、Multiple Greek Letter(MGL)18

モデル、Binomial Failure Rate(BFR)モデル等）、BFR モデルに基づく Mapping
up 手法、Bayes 推定の事前分布評価手法（最小情報 Dirichlet 事前分布（MIDP）
を用いる INL（アイダホ国立研究所）手法）等についても、投入するリソースを限定すべきではあるものの、Staggered 試験の数学的妥当性検証研究（電中研）のような理論研究や、実データ（故障データ）等による検証研究を粛々と継続していく必要があると考える。
(ｲ) 外的事象
・ 地震 PRA では、複数の機器が同時に地震動を受けて故障する事象（共通原因故障）を考慮する必要があるが、機器間の応答相関や耐力相関を相関係数等を用いて評価する手法は既に整備されており[3.2-1]、レベル 1PRA までの手法的な研究
課題は概ね解決済みと考えられる。近年、入力地震動の応答係数の改善及び機器フラジリティ評価における建屋非線形応答特性の考慮の観点でのフラジリティ手法高度化研究[3.2-2]、簡便な評価方法に代わる応答相関計算方法の研究[3.2-3]、
DQFM（Direct Quantification of Fault Tree Using the Monte Carlo Simulation）
法への実装に適した相関係数導出法の研究[3.2-4]、耐震機器と免震機器の併用時の機器間周期相関性の研究[3.2-5]等、手法高度化や、より複雑な場合に対応できるように手法を拡張する研究等が精力的に行われている。
・ 津波 PRA も、複数の機器が同時に被水する等の原因によって故障する事象（共通原因故障）を考慮する必要があるが、地震 PRA 同様、学会標準が整備されており、[3.2-6]、レベル 1PRA までの手法的な研究課題は概ね解決済みと考えられる。
近年、レベル 1 ～レベル 2 までの一貫した津波 PRA の技術基盤の構築を目指した研究[3.2-7]や、3 つの課題（津波の発生頻度･ハザードの到達有無･プラント影
響等のリスクレベルに応じた評価手法（Graded approach）の具体化、ハザード･フ
ラジリティ･システム評価の接続部の具体化、及び津波による種々の影響に対する
フラジリティ評価）の解決に係る研究[3.2-8]等が精力的に進められている。
(参考文献)[3.2-1] 日本原子力学会標準、原子力発電所に対する地震を起因とした確率論的
リスク評価に関する実施基準：2015、AESJ-SC-P006:2015、2015 年 12 月
[3.2-2] 蛯沢ほか 3 名、地震フラジリティ評価手法の高度化の提案 (1)概要、2016
秋の大会、3G05[3.2-3] 大鳥ほか 2 名、地震における損傷相関に関する研究 その 1：地震時相関係数の算定法、2017 秋の大会、3C10[3.2-4] 大鳥ほか 2 名、地震 PRA における損傷相関に関する研究 その 2：応答係数の共通変数と独立変数の分離に基づき生成した乱数を用いた DQFM 法、2021

19

春の年会、3F08[3.2-5] 大鳥ほか 5 名、地震 PRA における耐震多様性の評価、2019 春の年会、
1L11[3.2-6] 日本原子力学会標準、原子力発電所に対する津波を起因とした確率論的
リスク評価に関する実施基準：2016、AESJ-SC-RK004:2016、2017 年 3 月[3.2-7] 山田ほか 5 名、津波 PRA に関する技術基盤の構築 その 1：津波 PRA プ
ロジェクトの概要、2019 秋の大会、2O10[3.2-8] 木原ほか 11 名、仮想プラントへの適用を通した津波フラジリティ評価手法の高度化研究 (1)研究のスコープと概要、2019 秋の大会、2O15(4) PRA に使用するデータ・ 機器の信頼性データに関連して、デジタル機器、静的機器、可搬設備などの信頼性データの論文発表がなされている。これらは使用できるデータが少数であることが課題であるが、データ分析手法としては従来から用いられているベイズ更新を用いており、手法自体の研究発表事例はない。論文分析結果からは、データに関して研究開発によるブレークスルーが必要な状況ではない。
(5) 動的（ダイナミック）PRA・ INSS ジャーナル[3.2-9]に、動的 PRA 研究の世界的な状況が整理されている。現
状 、 米 国 ア イ ダ ホ 国 立 研 究 所 （ INL ） の RAVEN （ Risk Analysis Virtual
ENvironment）コード[3.2-10]に代表される種々の動的 PRA コードが世界で開発されているものの、残る動的 PRA の主要な研究課題は以下の 3 つに集約されるものと考えられる。
Ø

過大な計算コスト
離散化イベントツリー（DET）法を用いる場合、計算コストは離散化幅（時間幅）に依存する。時間幅を大きくする（精度を落とす）ことで計算コストを下げられる反面、計算の不確かさが増大する。連続マルコフ過程モンテカルロ（CMMC）法は、DET 法と比較すると汎用的で高精度な評価手法である反面、計算精度を向上させるにはサンプル数を増やす必要がある。文献[3.211]によれば、0.1％の確率で発生する事故シナリオを定量化するには、10 万
サンプル程度の解析が必要であり、標準的な PC では現実的な解析時間で実機解析に使用することは困難であると指摘されている。

Ø

成功/失敗の分岐確率データ及び評価式の拡充
動的 PRA では、熱流動解析を行うことで、機器及び機器の周辺環境（圧力、温度、湿度等）の時間的な変化を考慮することができる。継続運転中の機器の故障率やスタンバイ中の機器の起動デマンド当たりの故障確率は、周辺環

20境に依存すると考えられることから、ポンプや弁毎に、環境に依存した機能喪失確率を計算するための評価式を構築する必要がある。しかしながら、評価
式構築には、事故時環境条件下で緩和設備（機器）を劣化･機能喪失させる試験を数多く行う必要があり，リスク評価に係るコストが増加する恐れがある。
Ø

人的過誤モデルの妥当性検討
例えば、現行の静的 PRA で用いられている EPRI の HRA Calculator®では、診断失敗確率は許容時間に応じて 0.001（許容時間 60 分）から 0.1（許容時間 20 分）に段階的（不連続）に変化する。そのため、ある時間を境に、人的過誤確率がクリフエッジ的に変化する可能性がある。特に、動的 PRA 手法の離散化の時間幅が小さい場合は、診断失敗確率の切り替わり時間を跨ぐ際に人的過誤確率が急激に（ほぼ瞬時に）変化することになるが，その妥当性確認が必要となる。妥当性確認の結果次第では，人的過誤確率を離散化して評価するのではなく，連続関数で評価できる人間信頼性解析手法を新規に開発する必要が生じる可能性がある。

[3.2-9] 楠木ほか 2 名、ダイナミック PRA に関する研究のレビュー、INSS Journal
Vol.26 2019 C-2[3.2-10] C. Rabiti, A. Alfonsi and J. Cogliati, et al., “RAVEN user manual”,
INL/EXT-15-34123, 2017.
[3.2-11] 新﨑聡司，原子炉プラント動特性を考慮したレベル 2PSA 定量化手法に関する研究, 修士論文, 大阪大学,（2011)21

３．２．２

今後の展開と提言(1) HRA・ HRA 手法の確立のためには、人間の緊急時の認知メカニズムやレジリエンス能力を考慮したモデルの開発と実プラントにおける対応データの収集が必要である。この背景として、福島第一事故の現場対応において、 福島第一 、福島第二、女川、
東海第二のいずれのプラントにおいてもレジリエンスな対応の好例が多く見られたことが挙げられる。米国においては、福島事故対応として可搬機器を活用する
FLEX を策定した。この有効性を評価するために、エキスパートパネルの議論と
IDHEAS-ECA（Event & Condition Assessment）を用いた評価により、FLEX の実
効性を確認している。日本においても、Phased Approach など緊急時においてレ
ジリエンス能力による現場力の有効性を定量的に示し、緊急時対応を安全評価においてヒューマンクレジットとして認められる努力が重要である。ただし、レジリエン
スは特定の個人が発揮する臨機応変の対応能力である一方、既存の HRA 手法
は多数の中の任意の一人の手順書対応を主に評価するものであるため、いまだその乖離は大きく、課題が残されている。
・ 日本でも NRC の SACADA のような人間信頼性に関するデータベースが開発されることが望ましいが収集の負荷は大きい。
・ データベースの開発には運転訓練部門の協力が不可欠であり、データ収集における運転訓練部門の負荷軽減や既存の訓練との調整等、解決すべき課題がある。
・ データの収集方法については、フルスコープのトレーニングシミュレータを用いたものから、簡易的なプログラムを用いた実験的アプローチによるものまで様々あるが、過酷状況下での失敗確率のような、実際の状況でのデータ採取が困難な状況での人間行動データをどのような方法で採取するか、今後の検討課題となる可能性がある。
・ 定性分析の重要性が認識されている一方、簡易手法も実用の観点から期待されている。
・ 簡易手法は労力が少ないものの、HEP の説明性についての課題は残される。
・ 簡易手法を用いる場合には、簡易手法を用いるべきスクリーニング基準をどうすべきかの議論も行う必要がある。
・ HRA の定量化手法はそれぞれ扱っている行動影響因子が異なる等一定の限界があるため、定性分析結果を十分に反映できない可能性があり、より現実に即した
HRA という観点からは、定量化手法と定性分析結果とのギャップの取り扱いについては今後の検討課題となる可能性がある。
・ 現状としては、定量化手法に用いる情報を定性分析にて入手しているが、本来的には定性分析の結果により適した定量化手法を選択することが理想ではある。
・ 確かに外的事象のような新たな適用先も拡大しつつあり、手法の拡張が進んでい22

る（地震、津波、火災、MUPRA、デジタル MCR 等）が、現状は適用先毎に評価方法を検討している状況であり、まだまだ手法が確立しているとは言えず、引き続き研究開発が必要である。
・ 既存 HRA 手法は中央制御室におけるレベル 1 内的事象対応を主な評価対象としており、地震・津波等によるシビアアクシデント時の緊急時対策本部を介するタスクのような、広範な人物・機器が介在する事象に対する評価手法は確立されておらず、福島以後の設計変更や訓練を加味した手法の確立やデータ収集が必要である。
・ HRA は主に中操を対象に開発されてきたが、オフサイトやサイト外のインフラも対象として考えるべきである。電中研ではモバイル機器について HRA ガイドを出し、この分野にも踏み込みつつある。
・ レベル 2 HRA に関する研究（特に手法開発）は少なく、今後必要となってくる可能性がある。
・ （航空宇宙産業など）原子力以外の他分野でのヒューマンファクターの取り扱い及び HRA ニーズについての調査も必要。
・ 組織文化が、プラントの全体的に安全性、特に人間信頼性に強く影響されることは理解されているが、それを手法として開発することは難しく現状では評価手法は存在せず、今後の長期的課題であると判断される。
(2) マルチユニット
・ マルチユニットのリスク評価は、手法の研究開発段階であり、安全目標の議論に資する PRA モデルの開発が求められる。また、リスク情報活用の観点から、マルチユニット、マルチサイトのリスク評価のニーズは何か、リスク情報活用として評価をどのように活かすか、評価のご利益は何か、といった議論も必要である。リスク情報活用の観点での評価のメリット（ご利益）を示すことで、産業界における研究予算の確保や人材育成の動きを活発化させることも求められる。
・ 外的事象（特に地震）のマルチユニット、マルチサイトのリスク評価モデルの構築においては、相関のモデル化が重要となるため、地盤や建物、構築物に係る土木建築系の専門家、及び機器、設備の損傷の評価に係る専門家の更なる関与が求められる。
・ 地震、津波等の大規模な災害の場合、50～70km 圏内が同時に被災する可能性がある。そのため、サイトレベルではなく、エリアレベルでの安全目標や防災の議論が必要である。
・ ユニット、サイトを集積することのデメリットだけでなく、メリット（防災体制、訓練、教育体制の充実化や効率化等）を含めて定量的に評価、比較できるようなリスク評価
方法を検討することが必要である。

23

・ 現在の計算資源では、原子炉監視プロセス（ROP）で用いられるような精緻なリス
ク評価モデルをマルチユニット、マルチサイトに拡張し、評価することは難しい。そのため、合理化（簡略化）したモデル化を行う必要がある。現実的な規模のマルチユニット、マルチサイトのリスク評価モデルを構築するためには、理論的なモデル
構築と、モデル構築の勘所（何が重要で何が重要でないか）の判断の両輪が必要である。前者はアカデミアで、後者は事業者やメーカで協力できれば、有益な研究につながると考えられる。また、簡略化したモデルの開発、及びモデルを検証するためのデータ収集を計画的に行うことも求められる。
(3) CMF（＝CCF）(ｱ) 内的事象
・ 実機プラントからの CCF データ拡充は殆ど見込めないため、実データ不足を補完する可能性のあるシミュレーション技術開発は重要である。但し、検証データが少ないことから、詳細評価を狙うよりも、保守性を取り込んだ簡易評価モデルを志向すべきと考える。
・ マルチユニット PRA 向けの CCF 技術開発は、ユニット間 CCF モデルの基本的なアイディアは確立しているものの、試評価による実機適用性検討等の課題が残っており、研究開発の継続が望まれる。
・ 投入するリソースは限定すべきではあるものの、米国成果を鵜呑みにすることが無いように、CCF モデルの数学的妥当性検証研究のような理論研究、もしくは故障データ等による CCF モデル検証研究を、国内でも粛々と継続していく必要があると考える。
(ｲ) 外的事象
・ 地震 PRA は、基本的な評価手法は確立しているものの、フラジリティ手法高度化
研究、簡便な評価方法に代わる応答相関評価方法の研究等、手法高度化が課題になると考えられる。しかし、単純に手法を詳細化すると計算コストが増加して実用に耐えなくなるため、計算コストの目標値を具体的に定めた研究開発が特に重要になるものと考える。
・ 津波 PRA に関しては、レベル 1～２までの一気通貫の評価手法構築や、リスクレベ
ルに応じたリスク定量化手法構築等の課題が提示されているものの、機器同時故
障の影響範囲は遡上解析等で評価可能と考えられることから、CCF 評価手法については、特段の技術課題は見受けられない。但し、地震 PRA 同様、遡上解析手法
等の詳細化が過ぎると計算コストが許容できなくなるので、計算コストの目標値を具体的に定めた研究開発が重要になるものと考える。
(4) PRA に使用するデータ

24

・ データに関する研究開発に注力する必要はない。
・ 産業界では、機器の信頼性データベースの更新等を電中研で実施しており、この活動は継続的に実施していく必要がある。
(5) 動的（ダイナミック）PRA・ 動的 PRA の課題は、(ｱ) 過大な計算コスト、(ｲ) 成功/失敗の分岐確率データ及び評価式の拡充、及び、(ｳ) 人的過誤モデルの妥当性検討にあると考える。
・ 計算コストの低減には、より革新的な動的 PRA 手法開発、もしくは、合理的な簡素化 PRA モデル開発が重要になると考える。
・ 国内外において動的 PRA 手法開発が精力的に行われているにも関わらず、実機適用が思うように進まない背景には、計算コストへの強い懸念があると推測される。
開発手法の実用化を促進するには、「計算負荷の大幅な低減が可能」等の定性的な表現に代えて、リスク評価の規模感（評価に関連する機器数等）や計算環境、及びリスク評価に要した時間を、論文や発表に定量的に記載する事が非常に重要になると考えられる。
・ 現在の PRA はより多くの SSC を取り込む事で詳細化の一途を辿っており、リスク定量化に要する時間は内的事象で数時間/プラントとなることもある。そのため、数万ケースの解析を流す必要のある CMMC のような手法を高度化するだけでは、実用に足る評価ツールの構築は困難と考える。
・ 一方、PRA モデル自体を合理的に簡素化することで 1 ケースあたりのリスク評価時間を低減する方法は、計算コスト低減に有効であると考える。しかしながら、PRA モ
デルを簡素化する際には、動的 PRA の評価結果（リスク）の使用目的を明確にしておく必要があると考える。例えば、リスクの絶対値の評価を目的とする場合は、簡素化モデルと詳細モデル（現行の静的 PRA モデル）との整合性（同等の評価が可能であること）を確認する必要があり、難易度が上がる。対して、設備やマネジメン
トの追加･変更に伴うリスクの相対比較を目的とする場合は、詳細モデルとの整合性確認に係る難易度が下がるため、合理的な簡素化 PRA モデルの構築、及び計算コストが妥当な動的 PRA 評価手法の構築が容易になると推測される。
・ (ｲ)についても、(ｱ)同様、リスクの相対比較に動的 PRA の利用目的を制限すること
で、詳細な評価式を構築する代わりに、簡素な評価式を構築するための手法開発が進むものと推測される。
・ (ｳ)については、種々の HRA 手法を様々な動的 PRA 手法（DET 手法や CMMC 法等）に実際に適用してみることで、現行の HRA 手法（HRA Calculator）の動的 PRAへの適用の妥当性を検証する必要があると考える。

25

PRA 技術或いは技術分野毎の人材育成方針

３．２．３(1) リスク評価全般
・最近の学生は情報収集を積極的に行っているように見受けられるため、優秀な若手を引き付ける一つの手段として、各研究機関や企業において事業や研究に係る情報発信を積極的に実施することが考えられる。
(2) HRA・プラント、PRA、ヒューマンファクター（HF）の 3 つの知識をバランスよく体得することがHRA の専門家に求められる。そのような人材は稀有であることから、原子力業界として専門家を育成する必要がある。
・上記の理由もあり、現状、HRA の専門家は少ない。HRA 専門家を育成するには、現行の HRA 研究従事者の経歴を整理すると共に、HRA 専門家になるための理想的なキャリアパス（例：原子力工学→PRA→HRA、HF→HRA 等）の検討・提示が重要と考える。また、HRA 研究の将来性が理解できるようなロードマップ等があると、若手研究者が参画しやすくなると思われ、大学の授業等で示されるとより効果的と考えられる。
・外的事象のような不確かな事象にマネジメントで対応する場合、HRA は非常に重要となることから、大学での講義・研究を促進し、幅広い学生に HRA の基礎を習得する
枠組みが必要にあると考える。
・HRA の原子力以外への他分野展開を促進し、HRA 技術の有用性を示すことで、研究開発、人材確保に継続して資金を投じることができる環境とする。
(3) マルチユニット
・PRA の中でも今後主流となるテーマであり、多数の人材がこの分野に入ってくることが望ましい。安全目標等の社会性の議論もあるため、社会系を専門とする人材の参加も求められる。
(4) CMF（＝CCF）(ｱ) 内的事象
・現状、米国モデルが標準的に採用されており、大きな研究開発用は不要であること、CCF 研究成果を図書化することで技術の伝承が可能であることから、継続的な人材育成は不要と考える。但し、CCF モデルについては、不断の検証努力が粛々と必要で、場合によっては新たなモデル構築が必要になる可能性は残る。
(ｲ) 外的事象
・主要な外的事象（地震･津波）を起因とする CCF は地震 PRA や津波 PRA 研究の一部でしかなく、外的事象 CCF 専門の人材育成は不要と考える。外的事象 PRA の26

研究には、リスク評価に係る知識以外に、構造力学等の機械系の専門知識が必要となる。そのため、外的事象 PRA の専門家を育成するには、HRA 同様、現行の外的事象 PRA 研究従事者の経歴を整理すると共に、専門家になるための理想的なキャリアパス（例：原子力工学→PRA→機械系専門知識等）の検討･提示が重要と考える。
(5) PRA に使用するデータ
・データ分析は、統計の専門家が必要であり、産業界での活動を継続的に実施していく
ことにより継続的に人材、技術を伝承する。
(6) 動的（ダイナミック）PRA・静的 PRA 実施に必要となる幅広い知識（プラント、系統、機器、仕様、アクシデントマ
ネジメント、PRA 技術等）に加えて、動的 PRA に係る広範な知識（CMMC 法や DET法等）を持つ人材が必要となる。また、動的 PRA の実用化に必須と考えられる簡素化 PRA モデルを具体的に構築するには、大学での理論研究に加えて、事業者やメーカの静的 PRA 実践経験が重要となる。以上の事から、動的 PRA 実現には、あらゆる知識を有する一人の専門家を育てるのではなく、各分野（手法、解析、データ、実務等）の専門家が集まって議論できる環境整備が重要と考える。

27

３．３

レベル２及び３PRA に関する現状認識及び提言

３．３．１

当該分野の現状の認識

レベル 2 及びレベル 3PRA 研究の現状を把握するにあたり、研究の歴史が長い軽水炉における事故進展をベースに各々の施設で想定される事象における評価すべき項目、データや研究の実施状況を整理した。本項目では、軽水炉をはじめ高速炉、高温ガス炉及び核燃料サイクル施設と多岐にわたる施設を対象としたレベル２及びレベル 3PRA の現状を調査した結果を記す。
(1)軽水炉を対象としたレベル 2PRA軽水炉の事故時ソースタームの評価では、原子炉容器内熱水力、燃料挙動、また、損傷した燃料からの FP 放出、さらには放出された FP が環境に至るまでの移行挙動等の解析を行う。これら現象は解析モデル化され、例えば米国の MELCOR 等、シビアアク
シデント総合解析コードに反映されており、一通りの一貫した解析が可能となっている。
一方で溶融燃料とコンクリートとの相互作用（MCCI）や水素爆発などそれぞれの現象を詳細に解析するためのコード開発も行われ、これらは評価の目的に応じて選択、もしく
は組み合わせて利用されている。
近年の研究開発状況は、原子力学会シビアアクシデント熱流動現象評価やレベル 2
標準などから得ることができるが、ここではこれら活動の中から特徴的な例を取り上げて記載する。
・ 溶融燃料のリロケーション
福島第一原子力発電所(1F)の事故を経験し、溶融燃料の流出経路やその途中での固化により冷却水（もしくは蒸気）の流路面積の減少や閉塞により燃料損傷挙動に影響が出ることが想定されている。従来の溶融モデルより詳細な金属の固体か
ら液体、液体から固体の相変化を模擬できる解析コードの検討及びそのコードのシビアアクシデント解析コードへの取込みが行われている。
・ FP やヨウ素の化学変化
燃料から放出された FP の化学変化は、シビアアクシデント総合解析コードでは平衡モデルを使う場合が多い。しかしながら、比較的低温となる格納容器内では、速い反応や遅い反応が混在することから反応速度に基づき解析する必要がある。これを実現するため実験や文献から反応速度データを取得し解析コードへの反映が行われている。
・ 格納容器との相互作用
水素爆発や水蒸気爆発、また、格納容器への高圧溶融物放出や格納容器内におけるデブリの冷却性などそれぞれの現象の解析の試みは行われている。これら現象と格納容器との相互作用については格納容器イベントツリー解析に必要な情報
となる。

28

(2)軽水炉を対象としたレベル 3PRA
1F 事故でオフサイトでの事故影響が現実となったことでレベル 3PRA の重要性が一段と増している。ここでは、1F 事故の経験に加えて、その後の国際的な最新知見も踏まえながら、
レベル 3PRA の評価ステップに応じて研究開発の近況を記載する。なお、全体的な方向に係る項目として、近年原子力防災においてもオールハザードアプローチが強調されており、他の自然災害や人為災害での経験を踏まえつつ、資機材や対応の枠組みを共有して効率的な防災体制の構築が国際的に進められているところである。



大気拡散・沈着解析
大気拡散・沈着解析においては、すでに、ガウスプルームモデル、パフモデル及び粒子法という方法が用いられ、1990 年代の初めに国際間でのレベル 3PRA コードの国際間比較計算が行われてきた。我が国においてもレベル 3PRA コード
OSCAAR の開発を進め現在公開に至っている。



被ばく線量評価
被ばく線量評価においては、1F 事故後の経験として、原子力学会のレベル 3PRA
標準にも記載されているように、いくつかの被ばく経路が新しく検討すべき項目として列挙されている。



防護対策による被ばく低減解析
防護対策による被ばく低減解析については、1F 事故後、いくつかの措置について
モデルの開発および改良が進められている。除染については従来、我が国の住環境等に適用した研究が存在していなかったが、1F 事故の経験を踏まえてモデルの開発が進められている。また、屋内退避についても従来、欧米の研究に基づいて低減効果が評価されてきたが、近年の日本家屋における換気率を考慮した新しいモデルの開発が進められている。



影響評価
健康影響評価については、原爆被爆者の寿命調査集団の死亡状況に関する最新報告（2012 年の第 14 報）が出版されており、その結果に基づいて定期的な見直しが期待される。また、経済影響については、原子力学会のレベル 3PRA 標準において、（i）放射線による健康影響の費用、（ii）線量を低減するための防護対策の費用、そして（iii）放射性物質に起因する雇用・所得及び財の損失を対象として取り扱っている。これらのうち特に（ii）については、1F 事故後の経験を基に、除染費用、長期的な人々の移動に関する費用等防護措置費用に関する評価モデルの開発が行われている。

(3)高速炉を対象としたレベル 2PRA
高速炉を対象としたレベル 2PRA のために、主に日本、米国、フランスで炉心溶融後29

の現象解析のためのデータ取得が行われてきた。高速炉では燃料要素の違いにより事象推移が変わるため、これらのデータの取得は盛んにおこなわれ解析モデル化を進めている。燃料再配置挙動やデブリ/冷却材相互作用に関してはスケール効果やデータ取得領域の問題から今後もデータ取得を継続する。
(4)高温ガス炉を対象としたレベル 2 及びレベル 3PRA
高温ガス炉のレベル 2 及びレベル 3PRA に関して、軽水炉と共通する領域（大気中に放出された放射性物質の環境中移行、それに続く公衆の被ばく線量、防護措置による被ばく低減、被ばく集団の健康影響評価など）については、軽水炉の評価手法（評価手順や評価ツール）を使用可能である。しかしながら高温ガス炉の特徴的な事象（被覆燃料粒子からの FP 放出及び沈着 FP の水侵入時の離脱現象）については試験データの不足から援用及び保守的な仮定に基づいて行われた経緯がある。
(5)核燃料施設を対象としたレベル 2PRA
核燃料施設、特に再処理施設では火災、爆発、臨界など様々な事故による FP 放出が想定される。想定される事象に対し、核物質量、事象により影響を受ける割合、事象によりエアロゾル化する割合、エアロゾル化したもののうち肺に取り込まれ得る割合、環境へ漏洩する割合といった 5 つの要素の積算で表す 5 因子法を用いて簡易的にソースタームを得ることが可能である。これら現状は再処理部会の核燃料サイクル施設シビアア
クシデント研究 WG 報告書や核燃施設を対象としたリスク評価標準にその詳細が記載されている。

30

３．３．２

今後の展開と提言

軽水炉のレベル 2PRA 研究に関して、3.3.1(1)で記した研究は今後も継続していくことが期待される。OECD/NEA の下で行われた福島第一原子力発電所の事故解析に関するベンチマーク解析（BSAF）国際研究プロジェクトでは、参加機関が様々なシビアアクシデ
ント総合解析コードを用いて、１F 事故を炉内事象進展、格納容器及び原子炉建屋内 FP
挙動等に焦点を当てた解析を行い、また、解析期間を 1 週間から 3 週間程度の従来の解析期間より長期間の解析を行った。このような解析経験を通じ、溶融燃料のリロケーショ
ンモデル、ヨウ素化学挙動モデル、また、格納容器へ影響を与える MCCI や水素爆発等の解析モデルに不確かさが残る現象として当該プロジェクトの報告書において指摘されている。さらに１F 事故のような長期間の事故を解析する場合、一旦沈着、沈降した FP が再度浮遊して格納容器内及び建屋内を移動する現象をとらえることが必要であると指摘しているが、現状のシビアアクシデント総合解析コードではこのメカニズムを考慮していな
い。このため今後検討を進める分野であると考えられる。
軽水炉を対象としたレベル 3PRA 研究では、大気拡散・沈着解析において各国開発を進めているが、近年これらコード間の比較や実測データとの比較はあまり報告されていない。このためこのような比較計算等は今後行うべき課題である。また、被ばく線量評価では、1F 事故後の経験に基づき新しく検討すべきいくつかの被ばく経路や外部被ばく及び内部被ばくの双方について、国際放射線防護委員会による線量係数に関する新しい勧告が出版されており、今後、これらの取り込みを検討すべきである。防護対策による被ばく低減解析に関しては、１F 事故後に開発及び改良されたモデルがあり、これら成果を評価に取り込むための検討を進めるべきである。また、複合災害を考慮した場合には予定していた避難経路を利用できない場合も考えられ、そのような場合の避難時間推計の結果をレベル 3PRA に反映させる方法など、検討すべき課題が残っている。健康影響評価
についても同様、近年の最新知見を取り込んだ評価を行う必要がある。
高速炉を対象としたレベル 2PRA 研究では、ソースターム評価手法開発がリスク情報活用の観点から重要視されている。しかしながら基礎的な試験データが不足しておりかつ実験実施が容易ではない。このためこの分野へのリソースの投入が必要と考えられる。また、国際協力による効率的な研究開発を通じて、試験データや解析モデルのデータベース化を進めていくことも重要である。炉型横断的なリスク情報活用アプローチを国内に取り入れるためのステークホルダー間の交流が必要である。
高温ガス炉を対象とした PRA 研究では、より現実的なリスク評価に向けた評価手法改良や不確実さ低減に向けた研究、多目的利用に向けた研究、リスク情報の活用に係る研究等が重要である。具体的には以下が候補と考える。


異常状態における被覆燃料粒子からの核分裂生成物放出挙動評価手法の高度化



水素製造施設の異常を起因とする高温ガス炉のリスク評価手法



リスク情報を活用した安全重要度分類や耐震設計上の重要度分類、防護措置範囲

31

の適正化手法。
核燃料施設を対象としたレベル 2PRA 研究では、すでに簡易的なソースターム評価を行う手法及びデータは整備されているが、リスク情報活用や重大事故等対処設備の有効性評価を行うためには対象事象ごとに詳細な解析モデルを構築する必要がある。特に重大事故として取り上げられている高レベル廃液貯槽の冷却機能喪失事故では、高レベル廃液が蒸発及び乾固する過程で放出されるＲｕの建屋内移行挙動は雰囲気に依存する。このため Ru の放出挙動に係る実験及び解析モデル化は進めるべき研究の一つと考える。
また、グローブボックス（GB）内火災のより詳細な評価に資するため、GB 構成材料の燃焼特性や火災により生成したばい煙のフィルタへの影響に関するデータの取得を目的とした実験も行われている。

32

３．３．３

レベル 2 及びレベル 3 分野における人材育成方針

レベル 2 及びレベル 3 の分野に関して、物理・化学等の現象解析の部分があることか
ら、この分野に関しては大学での教育・育成に期待するところである。また、シビアアクシ
デント研究においては個々の事象についての深い知識とともに事象進展全体を把握できる人材を育成する必要がある。加えてレベル 1 及びレベル 2、また、レベル 2 及びレベル
3 と境界を越えてシームレスに事象進展を把握するような教育も今後は必要になっていくものと考える。
我が国においては、高速炉及び高温ガス炉とも研究開発段階路及び試験研究炉であり、軽水炉と状況が異なる。例として、高温ガス炉の人材育成方針を以下に記す。
高温ガス炉は開発段階の原子炉であること、稼働している炉が試験研究炉である
HTTR のみであることから、現時点では国内で高温ガス炉自体の技術開発に携わる研究者及び技術者は、例えば高温ガス炉の安全研究に限定した場合、原子力機構の職員数人のみと非常に限られている。一方で、前述のとおり、高温ガス炉を対象とした PRA の多
くの工程に軽水炉の評価手法や知見が適用可能である。以上を踏まえ、高温ガス炉を対象とした PRA の人材育成方針としては、以下が重要と考える。


大学での講義を通じて、学生に高温ガス炉に対する認知度の向上及び基礎的な
知識の習得



公募事業などの枠組みを活用して、他炉型の PRA 研究を実施している大学や研究機関の高温ガス炉を対象とした研究への参画の促進

33

４．結言
本研究専門委員会は，現在から将来においてリスク情報の活用に参照される PRA に必要となる技術開発の方針の策定に資すること，並びに PRA に携わる若い世代の研究者・技術者の育成にも寄与することを目的とし，令和元年度に設置された．
活動期間を通じて，各委員の現状の知見に基づく近年の研究分野の分類整理とこれに対応した論文リスト，並びに研究マップとしてまとめ，各分野における今後の研究方針に関する提言や
PRA に関連する分野で活躍する人材の育成方針に関する提言の検討を行った．
議論をし易くするために検討領域を，レベル１PRA（人間信頼性解析/従属故障/故障データ/動的解析），レベル１PRA（前述以外の領域），レベル２および３PRA の３つのグループに分類し，議論を進めた．特にレベル１PRA は，近年の論文数が比較的多かった人間信頼性解析（HRA），従属故障，動的解析等を重要トピックとして取り扱い，その他の領域とは別個に取り扱った．この結果，各グループにおいて，当該分野の現状の認識，今後の展開と提言，人材育成方針の３つの観点から提言をまとめることができた．
今後，本委員会での議論を踏まえ，本委員会の各委員が中心となって日本原子力学会リスク部会の活動や各機関での研究開発活動，人材育成活動に関わることで，リスク情報の一層の活用や PRA 関連技術の開発に寄与することが期待される．

34

l 添付表３―１：レベル１PRA に関する論文のうち，火災 PRA，溢水
PRA，主に PRA・リスク情報活用に係る論文を除いたもの
l 添付表３―２：火災 PRA に係る論文
l 添付表３―３：溢水 PRA に係る論文
l 添付表３―４：不確かさ，感度解析，リスクの統合，安全目標，性能目
標，設計変更，OLM，設計基準と確率値の統合，目的とリスク評価の詳細度，知識不足，定性分析／評価，PRA のスクリーニング基準に係る論文
l 添付表３―５：レベル２，３PRA に係る論文（評価手法に係るもの）
l 添付表３―６：レベル２，３PRA に係る論文（活用に係るもの）

35

表３−１ レベル１PRA研究マッピング（1／8）

分類

発表先

タイトル

概要

ASRAM2017

Risk Assessment for UK ABWR

日立GEの英国向けABWRのリスク評価をまとめた。

ASRAM2017

Benchmark Analyses Using Probabilistic Fracture Mechanics Analysis Codes for Reactor Pressure Vessels

圧力容器の健全性を評価するための破壊確率解析コードPASCAL、FAVORを用いてベンチマーク問題を解析した。

Kensaku Arai, Jinya Katsuyama,
Yinsheng Li（Japan Atomic Energy
Agency）

ASRAM2017

Level 1 PRA for Optimization of Safety Systems of the iB1350

iBWR1350の二つの設計についてリスク評価を実施し、両者を比較した。

Takashi Sato, Yuji Komori, Go Tanaka（Toshiba Energy Systems andSolutions Co.）ASRAM2019

Review of House Load Operation Experience from Probabilistic Risk Assessment Perspective

韓国での実績をふまえて原子力発電所の系統単独運転のリスクを再評価した。

Jong-hoon Park, Hak-kyu Lim（KEPCO International Nuclear
Graduate School）

PSAM14

Analysis of Turbine Missile & Turbine-Generator Overspeed Protection System Failure Probability at NPPs: A case study from PSA
perspective

ゲスゲン原子力発電所を対象として、タービン発電機の過回転防止装置の失敗確率も含めたリスク評価を実施した。

Duško Kančev, Stefan Heussen,
Jens-Uwe Klügel, Thomas Kozlik,
Pere Drinovac（NPP GoesgenDaeniken AG）

PSAM18

Level 1 PRA considering optimization of safety systems for the iB1350

iBWR1350用の安全システム(IDHS)として考えらえる3つの設計について、内的PRAの観点で評価を実施した。

Tanaka, G., Komori, Y., Matsumoto, K.,
Sato, T. （Toshiba Energy Systems
and Solutions Co.）

原子力プラント

サイクル施設

対象

該当なし

燃料輸送

PSAM14

System Theoretic Frameworks for Mitigating Risk Complexity in the International Transportation of Spent Nuclear Fuel

使用済燃料の国際輸送におけるリスクの複雑さを軽減するためのシステム理論的枠組みの検討

Adam Williams, Douglas Osborn, andElena Kalinina
Sandia National Laboratories,
Albuquerque, NM, USA

PSAM13

Risk Analysis of Accident of Released Radioactive Material during Spent Fuel Cask Transportation
Using Ocean Dispersion Model and Nodalization Method

海洋分散モデルとノード化法を使用した使用済燃料キャスク輸送中の事故時放出に係るリスク分析

Mirae YUN (Korea Advanced
Institute of Science andTechnology, Korea, Republic of)Hyungook KANG

PSAM13

Probabilistic Risk Assessment of Cask Drop Accident considering Human Errors during on-site
Spent Nuclear Fuel Transportation

オンサイトの使用済燃料輸送中のヒューマンエラーを考慮したキャスク落下事故の確率的リスク評価

Jaehyun HAM (Korea Advanced
Institute of Science andTechnology, Korea, Republic of)
Robby CHRISTIAN, Belal MOMANI,
Hyungook KANG

PSAM13

Radiological Impact Assessment for a Road Transport of Radioactive Wastes

放射性廃棄物の道路輸送時の放射線影響評価

Jongtae JEONG (Korea Atomic
Energy Research Institute, Korea,
Republic of)
Min Hoon BAIK, Kyungsu KIM

PSAM12

Consideration on the Assessment of the Environmental Consequences and Impacts During Transport of Radioactive
Materials (RAM)-A Safety Case

環境への影響と放射性物質の輸送中の影響の評価に関する考察

PSAM12Development of Domestic Maritime Transportation Scenario for Nuclear Spent Fuel

使用済燃料の国内海上輸送シナリオの開発

PSAM12Current Research in Storage and Transportation of Used Nuclear Fuel and High-Level Radioactive Waste

使用済燃料と高レベル放射性廃棄物の貯蔵と輸送に関する最新研究

PSAM13

Probabilistic Risk Assessment of Interim Dry Storage Facility Subjected to an Aircraft Impact

航空機衝突時の乾式貯蔵施設の確率論的リスク評価

Belal ALMOMANI (Korea Advanced
Institute of Science andTechnology, Korea, Republic of)Sanghoon LEE, Hyungook KANG

輸送・貯蔵

PSAM14The Study of Spent Fuel Pool Risk at Decommissioning Nuclear Power Plant in Taiwan

台湾の原子力発電所の廃止措置における使用済燃料プールのリスク評価

PSAM14

ApplicationofBayes’TheoremforRisk-InformedDecision-MakingattheDecommissioningofFukushimaDaiichiNuclear Power Plant

福島第一原子力発電所の廃止措置に関するリスク情報に基づいた意思決定のためのベイズ定理の適用

Guang Tan, Sunghyon Jang, And
Akira Yamaguchi
The University of Tokyo, Tokyo,

PSAM13

Decommissioning Level 2 Probabilistic Risk Assessment Methodology for Boiling Water Reactors

沸騰水型原子炉の廃止措置レベル2確率的リスク評価手法

Davide MERCURIO (Jensen Hughes,
United States)
Vince ANDERSEN, KC WAGNERPSAM13

Risk Assessment Strategy for Decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

福島第一原子力発電所の廃止措置のためのリスク評価戦略

Akira YAMAGUCHI (The University ofTokyo, Japan)
Kazuki HIDA, Yasunori YAMANAKA,
Yoshiyuki NARUMIYA

An improved multi-unit nuclear plant seismic probabilistic risk assessment approach

マルチユニットPRA，プラント間相関を考慮
An improved approach is proposed to external event probabilistic risk assessment for multi-unit sites.
The issues in dependency modeling in multi-unit seismic PRA are discussed.
The issues related to the current discretization-based scheme are highlighted.
A case study is developed for the seismic-induced SLOCA for a hypothetical nuclear plant site.
Three multi-unit CDF metrics are calculated and discussed in the case study.

Reliability
Engineering &System Safety
Volume 171,
March 2018,
Pages 34-47

Earthquakes andStructures
Volume 15 Issue The capacity loss of a RCC building under mainshock-aftershock seismic sequences
3 / Pages.295306 / 2018 /地震
誘因事象

Gheorghe Vieru
AREN, Bucharest, ROMANIAMin Yoo and Hyun Gook Kang
KAIST, Daejeon, Korea
Sylvia J. Saltzstein
Sandia National Laboratories,
Albuquerque, New Mexico, USA

Yicheng Tian ,Chun-Chang Chao,
Chen-Che Hsua, Po-Jung Chiu, YuTing Chiou and Tzu-Shiu LinThe
Institute of Nuclear Energy
Research, Taoyuan, Taiwan

廃炉

外的

所属、氏名
Daisuke Taniguchi, Naoki Hirokawa,
Yuki Ishiwatari（Hitachi-GE Nuclear
Energy, Ltd.）

余震時のRCCの耐力劣化の考慮
Reinforced concrete containment (RCC) building has long been considered as the last barrier for keeping the radiation from leaking into theenvironment. It is important to quantify the performance of these structures and facilities considering extreme conditions. However, thepreceding research on evaluating nuclear power plant (NPP) structures, particularly considering mainshock-aftershock seismic sequences, isdeficient. Therefore, this manuscript serves to investigate the seismic fragility of a typical RCC building subjected to mainshock-aftershock
seismic sequences. The implementation of the fragility assessment has been performed based on the incremental dynamic analysis (IDA)
method. A lumped mass RCC model considering the tri-linear skeleton curve and the maximum point-oriented hysteretic rule is employed for
IDA analyses. The results indicate that the seismic capacity of the RCC building would be overestimated without taking into account themainshock-aftershock effects. It is also found that the seismic capacity of the RCC building decreases with the increase of the relative
intensity of aftershock ground motions to mainshock ground motions. In addition, the effects of artificial mainshock-aftershock ground motions
generated from the repeated and randomized approaches and the polarity of the aftershock with respect to the mainshock on the evaluationof the RCC are also researched, respectively.

表３−１ レベル１PRA研究マッピング（2／8）

地震
誘因事象

外的

Reliability
Engineering &System Safety
A method to improve cutset probability calculation in probabilistic safety assessment of nuclear power plants
Volume 134,
February 2015,
Pages 134-142

地震PRAにおける成功パスの取り扱い
EPRI report [32] introduces many successful events in the seismic PSA cutsets.
This results in drastically overestimated top event probability.
In order to overcome this problem, the author developed ACUBE software.
ACUBE calculation can be determined according to the cutset structure (Section 4).
ACUBE calculation removes unnecessary conservatism in the top event probability.

Reliability
Engineering &System Safety
Simulation-Informed Probabilistic Methodology for Common Cause Failure Analysis
Volume 185,
May 2019, Pages
84-99

シミュレーションによるCCF推定手法
A simulation-informed method for Common Cause Failure (CCF) Analysis is developed.
Physical failure mechanisms are explicitly incorporated by simulation models.
Simulation-based CCF data is integrated with existing CCF data by Bayesian method.
Probabilistic Validation characterizes and propagates epistemic uncertainty.

津波

マルチハザード

該当なし

Safety Science
Volume 121,
A new framework for multi-hazards risk aggregation
January 2020,
Pages 283-302

マルチハザードリスクのアグリゲーション
The importance of communicating the level of trustworthiness for DM is demonstrated.
A framework is developed to assess the level of trustworthiness of PRA models.
DST-AHP method is used to implement the developed framework.
The weighted posterior method is used to consider the trustworthiness in MHRA.
An application to a case study is provided to show the feasibility of the framework.

http://hdl.handle.net/1969.1/17 Combined Safety and Security Risk Evaluation Considering Safety and Security-Type Initiating Events
4275

セーフティとセキュリティ融合のリスク評価
This research thesis contains three major analysis sections that provides security, safety, and combined safety-security risk analysis thatstudied and analyzed possible accident scenarios. This research starts with the security pathway analysis, which eventually calculated theinitiating event frequency of a successful adversary attack and estimated the security risk value.

http://dx.doi.org/10.3327/taesj.
J16.013; 10
refs., 6 figs., 6
tabs.; This
Proposal of evaluation methodology of multiple-failure-initiating events for seismic PRA
record replaces48085810; 雑誌
名:日本原子力学会和文論文誌

多重故障起因事象の取り扱い
After the severe accident at the Fukushima-Daiichi nuclear power station, the regulation of nuclear plant safety in Japan was upgraded, andcontinuous effort to enhance risk management in the medium and long term is required. Seismic risk is important in Japan, and one of the
major issues of current probabilistic risk assessment (PRA) methodology is the enhancement of seismic PRA including the evaluation of
initiating events induced by simultaneous multiple failures of components and of subsequent accident sequences. The Nuclear Regulation
Authority (NRA) addressed the issue as “…multiple-failure-initiating events should be considered.” In addition, the standard for the procedureof seismic PRA for nuclear power plants in 2015 identifies this issue in the same manner. This study proposes an enhanced seismic PRA
methodology considering multiple-failure-initiating events that is expected to contribute to improving the safety of nuclear power plants. This
study also discusses the issues that need more research for their resolution.

PSAM14

MELCOR2.2/SNAP Analysis of Oxidation Response during Spent Fuel Pool Quenching

SFPのクエンチについてMELCORの解析結果を述べたもの。
→PRAではないがSFP関連

PSAM14

Probabilistic Risk Assessment of the Spent Fuel Pools of Olkiluoto 1 and 2 NPP Units

The PRA includes internal events, internal fires and floods and external hazards during power operation of the reactor of the NPP unit. During
shutdown of the reactor, the spent fuel pool is included in the PRA of the reactor.
内部火災、溢水、外部ハザード。プラント運転中、停止中
オルキオルトの実機のPRAの結果。
SFP関係

PSAM14

Internal Events Level 1 PSA study of Armenian NPP Spent Fuel Pools

米国原子力発電所の使用済み燃料プールを対象として、定格運転時もふまえたリスク評価を実施した。

Gurgen Kanetsyan, Armen
Amirjanyan, and Zoltan Kovacs
Nuclear and Radiation Safety
Center, Armenia,RELKO Ltd.

PSAM18The study of spent fuel pool risk at decommissioning nuclear power plant in Taiwan

廃止後も長期間燃料が保管される使用済み燃料プールについて、リスク評価を実施した。

Tian, Y., Chao, C.-C., Hsu, C.-C., Chiu,
P.-J., Chiou, Y.-T., Lin, T.-S.
Institute of Nuclear Energy
Research

PSA2019

Consideration of Multi-Unit Risk Aspects Within an Integrated Risk-Informed Decision-Making Framework

マルチユニットにおけるリスク情報活用のための既存技術の可用性、課題や実用面からの現状のギャップについて分析。

PSA2019

A Review of Selected Multi-Unit PRA Issues

PSA2019

Simplified Methodology for Multi-Unit Probabilistic Safety Assessment (PSA) Modeling

PSA2019

A Method for Considering Numerous Combinations of Plant Operational States in Multi-Unit Probabilistic Safety Assessment

PSA2019

Methodological Approach for a Hydrological Hazards PSA for a Multi-Unit, Multi-Source Site

PSA2019

Insights From a WGRISK Activity on the Status of Site-Level PSA Developments

PSA2019

Understanding of the Overall Risk Profile: Multiunit Context and Risk Aggregation

PSA2019Development of Multi-Unit PSA Model for the Case Study of the IAEA Project

IAEAにおけるマルチユニットPSAプロジェクトと、そこでの検討内容の説明。

PSAM14

Framatome’s lessons learned on Multi-Unit PSA

Jean-Yves Brandelet他
フラマトムでのマルチユニットPRAの経験、単一ユニットPSAとサイトPSAの相異の説明。既存の単一ユニットPSAモデルを基にしたマルチユニットPSAモデルの作成を通した課題についても抽出。
(Framatome)

PSAM14

Practical Methods for Composing Multi-unit PSA Model

単一ユニットPSAモデルを組み合わせてマルチユニットPSAモデルを生成する方法を説明。

Woo Sik Jung (Sejong University)

PSAM14

Analysis of different quantitative safety goals for nuclear power plants

PSAのレベル毎の定量的安全目標の整合性等の考察。

Ji Suk KIM他(Chung-Ang University)

PSAM14

Application of Bayes’ Theorem for Risk-Informed Decision-Making at the Decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

複数の情報源からの情報をベイズ更新し、異常診断や意思決定に用いる方法の紹介。

山口、張、TAN（東大）

PSAM14

IAEA Project: Multiunit Probabilistic Safety Assessment

IAEAのマルチユニットPSAプロジェクトおよびケーススタディの紹介。

ASRAM2019

APPROACH TO DEVELOPING LEVEL 1 MULTI-UNIT PSA MODELS AND INSIGHTS FROM THE MODELSKHNPにおけるマルチユニットPSAへの取り組みとモデル開発進捗の紹介。

ASRAM2019CONSIDERATION OF RISK METRICS FOR SITE PROBABILISTIC SAFETY ASSESSMENT

単一ユニットPSAで用いられるリスク指標（e.g. CDF）を拡張し、マルチユニット及びサイトのPSAに適用できるようにした、新たな指標の説明。

ASRAM2019

Development of A Data Management System, MSPAR-DB, for Level 1 PSA

マルチユニットに関するデータは膨大となることから、ユーザーフレンドリーなデータ管理システムを開発した。

技術報告書

Framework for Assessing Multi-Unit Risk to Support Risk-Informed Decision-Making Phase 1: Initial Framework Development

Graded Approach（重要度による意思決定）を用いた、原子力プラントサイトにおけるマルチユニットリスクを取り扱う枠組みの説明。

SFP

内的

マルチユニット

ランダム以
外

火災
溢水

「火災PRA」タブに記載「溢水PRA」タブに記載

Fernando Ferrante (EPRI),
Westinghouse 4名
Mohammad Modarres (Univ of
マルチユニットPRAとその利用に存在する誤解釈や混乱といった問題、並びにそれらの問題のマルチユニットリスク尺度、安全目標、及びリスクに基づく実践への潜在的な影響に関する議論。この中では、マルチ
Maryland)Dennis Henneke, Jonathan Li (日立
簡略化マルチユニットPSAに関する報告。
GE)
Dong-San Kim, Jin Hee Park, HoマルチユニットPSAでのプラント運転状態（POS）の組合せのモデル化手法と適用結果の説明。
Gon Lim (KAERI)
Matthias Utschick, 他（GRS：独原子
リスクの積算による個別プラントPSAからサイトレベル用への拡張及び内部／外部ハザード対応の拡張手法の紹介。
力安全協会）
Yolande Akl, 他（NRC、カナダ原子力
国際的なワーキンググループWGRCISKによるサイトレベルPSAの情報共有等の活動報告。
安全委員会、各国規制組織等）
Patricia Dupuy 他（IRSN 他、 規制組
単一ユニットのPRAの複数ユニットへの拡張、それぞれのリスクの重ね合わせに関する議論。
織、研究所等）
Pavol Hlavac他（民間企業、IAEA）

Ovidiu Coman, Shahen Poghosyan(IAEA)
Hojun Jeon他（KHNP：韓国水力原
子力発電）
Yein Seo, Seunghyun Jang他(Hanyang University)
Byeongmun Ahn, Seokwoo Sohn,
Moosung Jae（Hanyang University）
F. Ferrante (EPRI)

表３−１ レベル１PRA研究マッピング（3／8）

Reliability
Engineering &System Safety,
Volume 194,
February 2020,
Article 106415

Effects of digitalization of nuclear power plant control rooms on human reliability analysis – A review

HRA適用—制御室デジタル化の影響評価

Reliability
Engineering &System Safety,
Application of human reliability analysis in the deterministic safety analysis for nuclear power plants
Volume 194,
February 2020,
Article 106371.

HRA適用—DSAにおけるHuman Interactionの検討

PSA 2019,
pages 634-642, Human reliability analysis quantification guidance for main control room abandonment scenarios in fire PRAs: What’s and when can
28 April-4 May existing methods be used?
2019.

HRA適用---HRAガイダンス

HRA適用 PSA 2017,
Volume 2, pages
Developing human reliability analysis guidance for main control room abandonment scenarios in fire PRA : What’s different about
1045-1051, 24“command and control”?
28 September
2017.

#PSA2017では、上記の内容の前身が発表されている。

PSA 2019,
pages 805-810,
Human reliability dependency analysis and configuration risk management
28 April-4 May
2019.

HRA適用—Human actionの依存性の検討

PSA 2019,
pages 870-874,
HRA and dependency analysis insights from a dominion energy model update project
28 April-4 May
2019.

HRA適用—HRAおよびHuman actionの依存性の検討

PSAM13

Lessons Learned from HRA Results for FP and LPSD PRA with K-HRA Methodolgoy

K-HRA方法論を用いたFP（フルパワー）およびLPSD（低出力/シャットダウン） HRA結果の妥当性の評価

PSAM13A French Experiment about CREAM

internal explosion PSAモデルへの適用を通じたCREAMの長所と短所の分析

Reliability
Engineering &System Safety, Development of a quantitative Bayesian network mapping objective factors to subjective performance shaping factor evaluations: An
Volume 194,
example using student operators in a digital nuclear power plant simulator
February 2020,
Article 106416.

HEPの定量化・評価---PSFの定量化法の開発

Reliability
Engineering &System Safety,
Expert judgements for performance shaping factor’s multiplier design in human reliability analysis
Volume 194,
February 2020,
Article 106343.

HEPの定量化・評価---PSFに対するmultiplierの推定

NuclearEngineering andTechnology,
Volume 51,
Human and organizational factors for multi-unit probabilistic safety assessment: Identification and characterization for the Korean case
Issue 1,February 2019,
pages 104-115.

HEPの定量化・評価---人的・組織的因子の分類（定量化でなく）PSAM 2018,
16-18
September
2018.

Methodology for supporting the determination of human error probabilities from simulator sourced data

HEPの定量化・評価---HEPの定量化手法

Reliability
Engineering &System Safety,
Volume 177,
September
2018, pages
191-209.

Bridging the simulator gap: Measuring motivational bias in digital nuclear power plant environments

HEPの定量化・評価---HEPに対するバイアス評価（simulator vs NPP）

HEP定量
Reliability
化・評価
Engineering &System Safety,
Calculating nominal human error probabilities from the operation experience of domestic nuclear power plants
Volume 170,
February 2018,
pages 215-225.

HEPの定量化・評価---HEPの定量化

Annals of
Nuclear Energy,
Volume 111,
A framework to estimate probability of diagnosis error in NPP advanced MCR
January 2018,
pages 31-40.

HEPの定量化・評価---認識過誤確率の定量化手法

37th Annual
Conference of
the Canadian
Nuclear Society
and 41st Annual A development of a methodology to calculate human error probability of severe accident mitigating strategy using dynamic HRA method
CNS/CAN
Student
Conference, 47 June 2017.

HEPの定量化・評価---HEPの定量化手法

Seong Kyu PARK (Atomic Creative
Technology, Inc., Korea, Republic of)Veronique FAUCHILLE (Institut deRadioprotection et de Surete
Nucleaire, France)表３−１ レベル１PRA研究マッピング（4／8）

Reliability
Engineering &System Safety,
Human error probabilities from operational experience of German nuclear power plants, Part II
Volume 148,
April 2016, pages
44-56.

HEPの定量化・評価---HEPの定量化

PSAM2014

Human Reliability Analysis (HRA) methodologies used in the Canadian Probabilistic Safety Assessment (PSA) for external events

カナダでの地震PSA、火災PSA、および洪水PSAに使用される外部事象HRA方法論の長所と限界の評価

PSAM13

An Empirical Approach to the Relationship between Performance Shaping Factors and Operator Performances in Nuclear Power Plants 実験検討によるPSF（パフォーマンスシェーピングファクター）とオペレータのパフォーマンスの関係の調査

Reliability
Engineering &System Safety,
Assessment of HRA method predictions against operating crew performance: Part I: Study background, design and methodology
Volume 191,
November 2019,
Article 106509.

Hayat Chatri, Smain Yalaoui, andYolande Akl（Canadian Nuclear
Safety Commission）
Jooyoung PARK (Chosun University,
Korea, Republic of

HRAの手法・コード開発--- HRA手法の評価（ベンチマーク）_part-1

Reliability
Engineering &System Safety, Assessment of HRA method predictions against operating crew performance: Part II: Overall simulator data, HRA method predictions, andHRAの手法・コード開発--- HRA手法の評価（ベンチマーク）_part-2
Volume 191,
intra-method comparisonsNovember 2019,
Article 106510.
Reliability
Engineering &System Safety,
Assessment of HRA method predictions against operating crew performance: Part III: Conclusions and achievements
Volume 191,
November 2019,
Article 106511.

HRAの手法・コード開発--- HRA手法の評価（ベンチマーク）_part-3

Reliability
Engineering &System Safety,
A hybrid algorithm for developing third generation HRA methods using simulator data, causal models, and cognitive science
Volume 191,
November 2019,
Article 106507.

HRAの手法・コード開発---PHOENIX HRA手法

Reliability
Engineering &System Safety,
Data-theoretic methodology and computational platform to quantify organizational factors in socio-technical risk analysis
Volume 185,
May 2019, pages
240-260.

HEPの定量化・評価---組織的因子の定量化手法

PSA 2017,
Volume 2, pages
1294-1300, 24- Data-theoretic methodology and computational platform for the quantification of organizational mechanisms in probabilistic risk
assessment
28 September

HRA手法・コード 2017.
開発
PSA 2019,
pages 793-797,
28 April-4 May New functions and features associated with EPRI HRA calculator version 5.2
2019.

PRA

HRA

HRAの手法・コード開発---EPRI HRA calculator ver.5.2

Reliability
Engineering &System Safety,
Capturing cognitive causal paths in human reliability analysis with Bayesian network models
Volume 158,
February 2017,
pages 117-129.

HRAの手法・コード開発---IDHEASにおける認識エラー取扱方法

PSAM 2016, 2Human relizability analysis method development in the us nuclear regulatory commission
7 October 2016.

HRAの手法・コード開発---IDHEAS HRA手法の開発(状況)

PSA2015

Advanced Investigation of HRA Methods for Probabilistic Assessment of Human Barriers Efficiency inComplex Systems for a Given Organisational and Environmental Context

PSA2015

Insights on Human Error Probability from Cognitive Experiment Literature

PSA2017

Final Conclusions and Lessons Learned from Testing the Integrated Human Event Analysis System for Nuclear Power Plant Internal
Events At-Power Application

PSA2019

Human Performance Modeling and Experimentation for Control Rooms

PSAM13

Testing the Internal at-Power Application of the IDHEAS HRA Method

IDHEASのガイダンスを適用し一貫したHRA結果が生成できるかの評価

PSAM13

The General Methodology of an Integrated Human Event Analysis System (IDHEAS) for Human Reliability Analysis Method Development

IDHEAS-Gの分析プロセスと技術要素に関する説明

PSAM13Developing an HRA Guide for Japanese Utilities Combining the NRC Narrative Approach with the EPRI HRA Calculator

定性分析のための「ナラティブ」の概念を採用した、HRA Calculatorを用いたHRA実装ガイドの開発

Yukihiro KIRIMOTO (Central
Research Institute of ElectricPower Industry, Japan)

PSA2019

New Functions and Features Associated with EPRI HRA Calculator Version 5.2

時間関連の信頼性評価のばらつきを低減し、評価プロセスの科学的証拠を強化するために、クリティカルキューとそのタイミングの決定ルールを用いたパフォーマンス時間ベースのHEP計算手法の提案

Yochan Kim, Jaewhan Kim, Jinkyun
Park, Sun Yeong Choi, Seunghwan
Kim, Wondea Jung, Hee Eun Kim,
Seung Ki Shin (Korea Atomic
Energy Research Institute)

ASRAM2019

Calculating Reliability Regarding Human Performance Time Based on Comparison of Procedure and Instrumentation Cues

PSA2015

Estimating Time Information to Conduct a Seismic Human Reliability Analysis (HRA) Based on Human Performance Data Simulated
Against Non-Seismic DBAs

PSA2015

Nuclear Power Plant Seismic Probabilistic Risk Assessment Human Reliability Analysis—A Practical Approach

レベル1

地震

#PSA2017では、上記の内容の前身が発表されている。

Huafei LIAO (Sandia National
Laboratories, United States)
Yung Hsien CHANG (U.S. Nuclear
Regulatory Commission, UnitedStates)PRA

レベル1
表３−１ レベル１PRA研究マッピング（5／8）

地震

ASRAM2019

Consideration about Developing Human Reliability Analysis Method Applicable to External Events with a Focus on Seismic ofDomestic Nuclear Power Plants

国内NPPの外部イベントに適用可能なHRA手法の開発に関する、地震固有の考慮事項に関する考察

Hyo-sun Ryu, Joo-il Park, Hak Kyu
Lim (KEPCO International Nuclear
Graduate School)

ASRAM2019

Human Reliability Analysis of Important Door Closures in Tsunami Probabilistic Risk Assessment

通常の人間の信頼性分析（HRA）手順を使用して評価することはできない津波時の水密扉の閉失敗の評価

Kenichi HAYASE, Kohei
NONOSE,Yukihiro KIRIMOTO(Central Research Institute ofElectric Power Industry)

ASRAM2019

Development of a Human Reliability Analysis (HRA) Guide for Qualitative Analysis with Emphasis on Narratives and Models for
Tasks in Extreme Conditions

電力中央研究所（CRIEPI）が開発した、人間のパフォーマンスに影響を与えるプラント固有およびシナリオ固有の条件を叙事知として収集するための定性分析方法についてまとめたガイドの紹介

Yukihiro Kirimoto, Yuko Hirotsu,
Kohei Nonose, Kunihide Sasou(Central Research Institute ofElectric Power Industry)

PSAM2014

Analysis of Human-Induced Initiating Events in the LOOP Scenario

CBDT手法を用いた複数のユニットに同時に影響を与えるLOOPシナリオの分析

Awwal Mohammed Arigi, Jooyoung
Park, and Jonghyun Kim（Department of Nuclear
Engineering, Chosun University）

PSA2019

An Illustrative, Interview-Based Risk Framework for Treatment of High-Stress Human Actions in
Multiunit Nuclear Power Plant Accidents

PSAM2014

An Approach to Human Reliability Analysis for the Multi-Unit PSA

マルチユニットHRAのアプローチの観点（組織、タスクオブジェクト、パフォーマンス形成要因、環境要因、およびタスク）の紹介

Jooyoung Park, Awwal Mohammed
Arigi, and Jonghyun Kim（Department of Nuclear
Engineering, Chosun University）

PSAM14

Application of SPAR-H Method in Fire Human Reliability Analysis

SPAR-Hを使用した火災シナリオでの人間の行動の定量化の適用例

ASRAM2019

Development of Fire HRA Guideline for Application to Domestic NPPs

PSA2017

Lessons Learned in Fire PRA Human Reliability Analysis

HRA

津波

マルチユ
ニット

スコープ

火災
PSA2019
PSA2017
PSA2017

Human Reliability Analysis for Implementation of Incipient Fire Detectors in Fire PRAs

K-HRA手法で用いる、HRAの診断TRC（時間信頼性相関）を生成するために開発したシミュレータデータの収集と分析の方法の紹介

Wondea Junga, Jinkyun Park
（Korea Atomic Energy ResearchInstitute）

ASRAM2019

Qualitative Assessment of FLEX Strategies (Final Phase) for an APR1400 ELAP in Risk-Informed Decision Making

SPAR-Hを使用したELAP事象でのポータブル機器の展開における、予備的なタスク分析、起こりうるエラーモードの定性分析、およびパフォーマ
ンスシェーピングファクター（PSF）の特定等の分析

Jonathan A. Blankson, Hak Kyu Lim(KEPCO International Nuclear
Graduate School)

ASRAM2018

Human Reliability Analysis for Mitigation Strategies using Portable Equipment in an Extended Loss of AC Power (ELAP) Event of Nuclear
Power Plants

AC電力損失（ELAP）イベントの延長下でポータブル機器を利用した緩和戦略の定性的および定量的HRAのケーススタディ

Jaewhan Kim, Wondea Jung, Jinkyun
Park （KAERI）

PSA2017

Implementation of FLEX Operator Actions in PRA Models
Human Reliability Assessment for ‘Flex’ Equipment

フレックス機器を使用したタスクを評価するための標準タスク分析ツール等に関する考察

Martin Reid （EDF Energy）

PSAM14Use of Expert Judgment to Support Human Reliability Analysis of Implementing FLEX Equipment

FLEX機器の使用に関連するHEPを定量化するために用いた専門家判断の結果報告

Michelle Kichline, Jing Xing, John
Hughey, and Mathew Hamberstone（U.S. Nuclear Regulatory
Commission）

PSA2019

The Use of Expert Judgment to Support Human Reliability Analysis of Implementing Flex Equipment

ASRAM2019

Validating Team Decision-Making Performance Model Based on the Event Investigation Reports of Diverse Industries

鉄道、航空、原子力産業などのさまざまな業界から発行されたイベント調査レポートの分析に基づいて、SAMGタスクのHEPを推定するための、チームの意思決定パフォーマンスモデルの妥当性を検討

Jinkyun Park (Korea Atomic Energy
Research Institute), Dong-Han Ham(Chonnam National University)

An Assessment Method of Organizational Behavior Reliability in Nuclear Power Plants

組織エラーの確率または組織行動の信頼性を定量評価するための方法に関する提案

Pengcheng Lia, Xiaofang Lia, Licao
Daia, Xiao Jina （Human Factor
Institute, University of South China）

緊急時、 PSAM14
支援

チーム、
ASRAM2018
組織

データ収
集

Human Reliability Analysis Quantification Guidance for Main Control Room Abandonment Scenarios in Fire PRAs: What’s New and WhenCan Existing Methods Be Used?
Developing Human Reliability Analysis Guidance for Main Control Room Abandonment Scenarios in Fire PRA:
What's Different About Command and Control

Time Reliability Correlation of Diagnostic Human Error Probability

時間依存 ASRAM2018

特殊Kunxiu Liu（CNNC China Nuclear
Power Engineering Co., Ltd）
KAERI（韓国原子力研究所）が開発した国内レベル1 PSAのHRAの標準的な方法であるK-HRA法に基づいた、国内火災PSAに必要な火災HRA Sun Yeong Choi, Dae Il Kang (Koreaのガイダンスを提供するためのガイドライン開発方針の紹介
Atomic Energy Research Institute)

PSA2019

Organizational Factors in PRA: Twisting Knobs and Beyond

PSA2015

Quantifying Organizational Factors in Human Reliability Analysis Using the Big Data-Theoretic Algorithm

PSAM14ANALYSES METHODS AND PILOT APPLICATIONS OF SACADA DATABASESACADAデータベースを使用したHEPの経験的推定方法の開発と、パイロットアプリケーションを通じた有用性の検証

PSAM14

Informing HRA by Empirical Data, Halden Reactor Project Lessons Learned and Future Direction

さまざまな方法でHRAにデータを提供したHalden Reactor Projectの歴史の紹介

PSAM14

Attempt to predict human failure rate in different industry sectors using data from major accidents and Bayesian networks

さまざまな産業部門からの主要な事故のデータセットのベイジアンモデルを提案

PSA2015

Estimation of Human Error Probabilities Based on Operating Experience of Loviisa Nuclear Power Plant

ASRAM2019

HRA Data Collection – Insights from Recent Workshops

ASRAM2019

Characteristics of Unsafe Acts Related to Unguided Controls under Simulated Emergency

ASRAM2019

Analysis of Crew Communication During the Emergency Situation in an Advanced Control Room

Pamela F. Nelson （Universidad
Nacional Autónoma de México）
Andreas Bye（OECD Halden Reactor
Project）
C. Morais（University Institute for
Risk and Uncertainty）

Jeffrey Julius, Kaydee Gunter(Jensen Hughes)
定性分析によって特定された、ガイド無し制御（手順で指示されていr内方法での操作）UA（不安全行動）の特性の要約と、デジタルMCRと従来の Sun Yeong Choi, Yochan Kim (Korea
MCRでの違いについての解説
Atomic Energy Research Institute)
HRA SocietyがPSAM14で開催した、HRAデータの収集と共有に関するワークショップの概要の報告

フルスコープのトレーニングシミュレータからのデータに基づいた、コミュニケーションとチームのパフォーマンスデータ（通信の品質）の収集と分析Jeonghun Choi, HyungJun Kim,
Seung Jun Lee (Ulsan National
Institute of Science andTechnology)表３−１ レベル１PRA研究マッピング（6／8）

データ収集

PSAM13

Example Use of the SACADA Data to Inform HRA

コンテキスト類似データ分析アプローチを使用したSACADAデータの分析とIDHEAS-Gとの統合の提案

Yung Hsien James Chang, CarmenFranklin （U.S. Nuclear Regulatory
Commission）

PSAM14Using Microworlds to Support Dynamic Human Reliability Analysis

Rancorのマイクロワールドを用いた、PSFのコンテキスト内でのヒューマンエラーデータの収集方法の紹介

Thomas A. Ulrich, Ronald L. Boring,and Diego Mandelli（Idaho National
Laboratory）

PSAM14Use of IDHEAS General Methodology to Incorporate Human Performance Data for Estimation of Human Error Probabilities

IDHEAS-Gの階層構造（マクロ認知機能、CFM、PIF等）と、構造内のさまざまなリソースのヒューマンエラーデータの収集・利用方法のデモンスト
レーション

PSAM14

SACADA Data for HEP Estimates

SACADAプログラム、NRCで進行中・計画中のHRAデータアクティビティについての説明

PSAM14

Methodology for Supporting the Determination of Human Error Probabilities from Simulator Sourced Data

SACADAシステムのデータからHEPを計算するための条件付き確率の処理方法の提案

PSAM14

A framework for using SACADA to enhance the qualitative and quantitative basis of HRA

SACADAシステムのデータを使用したベイジアン手法の検討

PSA2017

Statistical Approaches to Estimation of Nominal HEPs Using Simulation Data

PSA2019

Models for Human Performance Improvement

PSA2015

Three HRA Case Studies on Plant Shutdown Following Main Control Room Abandonment

PSA2017

Timeline Development for Main Control Room Abandonment Human Reliability Analysis due to Fire Conditions

PSA2017

Approach to Human Reliability Analysis for High Winds Events

PSAM13

Method for Analysing Operator Interactions with Computerized Interfaces and Their Impact on Process Safety

PSAM13

Human Performance Observation and Data Collection in Digital Main Control Rooms of Nuclear Power Plants: A Case Study in China

PSAM13

Methods and Measures for Characterizing Nuclear Power Plant Operator Performance to Support Control Room Modernization

PSAM14

Expanding GOMS-HRA from Analog to Digital Human-Machine Interfaces

Jing Xing and Y. James Chang（U.S.
Nuclear Regulatory Commission）
Mohamad Ali Azarm （ Innovative
Engineering and Safety Solutions）
Katrina M. Groth （Systems Risk andReliability Analysis Lab）

中操放棄

竜巻

デジタル
MCR

Johannes BECK (Gesellschaft Fur
Anlagen- und Reaktorsicherheit(GRS) gGmbH, Germany)
Yongping QIU (Shanghai Nuclear
デジタルMCRのフルスコープのシミュレーター観測に焦点を当て、中国の2つのフルスコープシミュレータから3種類の人間のパフォーマンスデー
Engineering Research and Design
タ（オペレーターエラー、操作時間、精神的作業負荷）を収集
Institute, China)
コンピュータベースのインタフェースを用いたアクティビティの分類と、認知作業負荷、ストレスに関連するエラーの可能性の定性的評価のための方法論の提案。

アイダホ国立研究所（INL）と韓国原子力研究所（KAERI）による3年間のプロジェクトの内の1年目の報告。アナログ制御室とデジタル制御室とハイ Bruce HALLBERT (Idaho National
ブリッド制御室におけるオペレータのパフォーマンス特性についての文献調査及びオペレータの経験の調査。
Laboratory, United States)
Thomas A. Ulrich and Ronald L.
GOMS-HRA手法を利用した、アナログおよびデジタルMCRにおける原子力オペレーターの行動データの比較
Boring （Idaho National Laboratory）

ASRAM2019

Human Reliability Data for Modern Control Rooms – A Survey

国際的なデジタルMCRでのオペレータパフォーマンスのデータ収集研究についての文献調査及び国際的専門家へのインタビューの結果報告

Andreas Bye (IFE, OECD Halden
Reactor Project), Andrew Wright(Corporate Risk Associates Ltd.),
Martin Reid (EDF Energy Nuclear
Generation Ltd.)ASRAM2019

Performance Time Analysis to Identify the Factors Affecting Plant Operation in Digitalized Control Rooms

安全なプラント運転に影響を及ぼす要因を推測するための、デジタルMCRでのオペレーターのパフォーマンス時間の分析

Hee Eun Kim, Yochan Kim (Korea
Atomic Energy Research Institute)

PSAM13Using Expert Judgments to Estimate the Multipliers of Performance Shaping Factors in Digital Main Control Rooms of Nuclear Power
PlantsSPAR-Hのデジタル制御室のパフォーマンスシェーピングファクター（PSF）の乗数を専門家判断手法を用いて抽出

Peng LIU (Tianjin University, China)

PSAM14

HRA Data for Performance Shaping Factors Reflecting Digital MCR

シミュレータデータを用いた、デジタルMCRの特性を反映するHuREX用の不安全行動の情報収集テンプレートのデータ項目を提案

Sun Yeong Choi, Yochan Kim, andJinkyun Park（Korea Atomic Energy
Research Institute）

PSAM14

Some Insights for Assessing Diagnosis Error Probabilities of Operators in Advanced MCRs

デジタルMCR環境での診断エラーの確率を評価するためのフレームワークを適用するプロセスで得られたいくつかの洞察を紹介

Ar Ryum Kim, Seung Woo Lee,
Namcul Cho, Ji Tae Kim, Dohyoung
Kim, and Sok Chul Kim （Korea
Institute of Nuclear Safety）

PSA2015

Modeling Human Failure Event Dependencies in the Columbia PRA Update

PSA2015

Focusing the Scope of Human Error Dependency Analysis

PSA2017

Lessons Learned in HRA Dependency Analysis

PSA2019

HRA and Dependency Analysis Insights from a Dominion Energy Model Update Project

PSA2019

Human Reliability Dependency Analysis and Configuration Risk Management

PSA2019

Human Action Dependency Development in the Age of Automation

ASRAM2019

Application of HRA Dependency Analysis in Level-1 Internal Event PSA

各HRA手法のHFE間の従属性分析のアプローチの総合的検討

Xinwei Liu, Xiufeng Tian (China
Nuclear Power Engineering Co.,
Ltd.), Xuhong He (Lloyd’s Register
Consulting - Energy AB), Kunxiu Liu(China Nuclear Power Engineering
Co., Ltd.)PSAM13Integrated HRA Dependency Treatment in PSA

PSAソフトウェアがHFEを認識し、ミニマルカットセット内の追加のHFEに条件付き確率を自動的に適用する、HFE間の従属性の取り扱い方法の提案

Xuhong HE (Lloyd's Register
Consulting, Sweden)

ASRAM2018

Dependence Assessment in Human Reliability Analysis Based on D numbers and AHP-DEMATEL

SuXiaoyan,LiLusu,
人間のタスク間の依存度を評価し、依存性を考慮してヒューマンエラー確率を計算するための、DナンバーとAHP-DEMATEL手法に基づく新しいモ QianHong,YangTing,Pan Xiaolei
デルを提案(Shanghai University of ElectricPower, Shanghai, China)

PSA2017

Dynamicizing the SPAR-H Method: A Simplified Approach to Computation-Based Human Reliability Analysis

PSAM14

A Method for Modeling Human Behavior as a Dynamic Process in the Context of External and Internal Hazards

Joerg Peschk（Gesellschaft für
システムの状態や偶然の不確実性に依存する可能性のある動的なイベントシーケンスとして人間の行動・手順をモデリング・シミュレーションする
Anlagen- und Reaktorsicherheit
方法（乗組員モジュール）の提案・紹介(GRS) gGmbH）

PSAM14

Functional Requirement Analysis for Severe Accident Management Support System Using Multilevel Flow Modeling

マルチレベルフローモデリング（MFM）を使用したシビアアクシデント管理サポートシステムの機能要件分析（FRA）の開発

Sungheon Lee, Jonghyun Kim（Department of Nuclear
Engineering, Chosun University）

動的なタスクレベルのHEPを静的なHFEレベルのHEPに調整する集計手法の提案

Ronald L. Boring, Thomas A. Ulrich,
Nancy J. Lybeck (Idaho National
Laboratory), Martin Rasmussen(NTNU Social Research)

従属性

動的

PSAM14Agregation of Autocalculated Human Error Probabilities from Tasks to Human Failure Events in a Dynamic Human Reliability Analysis
Implementation動的
表３−１ レベル１PRA研究マッピング（7／8）

PSAM14

Risk-informed Context-based Human Reliability Assessment Method

コンテキストベースのチームワークのパフォーマンス評価（PET）方法の紹介

Gueorgui Petkov（Dovre Group Plc）

PSA2017

How to Explain Post-Core-Damage Operator Actions for Human Reliability Analysis (HRA): Insights from a Level 2 HRA/PRA Application

PSA2015

A New Approach for Estimation of Common Cause Failures Parameters in the Context of Incomplete Data

SimulatorによるCCFパラメータ推定手法

T.D.L. Duy（EDF）

PSA2017

Spatio-Temporal Probabilistic Methodology and Computational Platform for Common Cause Failure Modeling in Risk Analysis

データの代わりにSimulatorを使ってCCFパラメータを推定する手法

T. Sakurahara（University of Illinois）

PSA2015

Common Cause Failure Parameters Estimation with Coloured Petri Nets

デジタルI&C用CCFモデル

G. Deleuze（EDF）

J. of fusionenergy, 2017

Asymmetrical Common-Cause Failures Analysis Method Applied in Fusion Reactors

個々の機器の個性を考慮した非対称CCF検討

C. Shanqi（University of Science andTechnology of China）

PSA2019

Reliability Modeling of Redundant Systems Considering CCF Based on DBN

動的評価手法向けCCFモデル開発

Z. Li（Naval Aeronautical University）

ASRAM2019

Copula-based Multivariate Probability Distributions for Representing Common Cause Failures

金融工学等で用いられているcopula手法を用いて、共通原因故障の非対称性を考慮する方法を提案した。

Kyungho Jin, Kibeom Son,
Gyunyoung Heo（Kyung Hee
University）

レベル2

レベル3

CCF

従属故障
（DF）

Reliability
Engineering &System Safety
Simulation-Informed Probabilistic Methodology for Common Cause Failure Analysis
Volume 185,
May 2019, Pages
84-99

シミュレーションによるCCF推定手法
A simulation-informed method for Common Cause Failure (CCF) Analysis is developed.
Physical failure mechanisms are explicitly incorporated by simulation models.
Simulation-based CCF data is integrated with existing CCF data by Bayesian method.
Probabilistic Validation characterizes and propagates epistemic uncertainty.

Reliability
Engineering &System Safety
Volume 195,
March 2020,
106699

A common cause failure model for components under age-related degradation

経年劣化によるCCFモデル
A new model is proposed to determine component-specific dynamic CCF probability.
An experimental study is conducted to elucidate the CCF impacts over service span.
The risk would be underestimated as the undetected components degradation accumulates.
Advances in sensing techniques and data analytics are important to enhance the current PRA research.

原学2019年秋試験におけるアルファファクタ定式化法の提案

CCF評価手法の一つのアルファファクタ法の検討

PSA2019

Incorporation of Spatial Variability of Ground Motions in a Seismic Multi-Unit Probabilistic Risk Assessment

マルチユニット地震PRAで、サイト内部地震動分布を考慮する方法の議論。

PSA2019

Evaluation of Common Cause Failure by an Initiating Event for Multi-Unit Using Bayesian Belief Network

ユニット間の炉心損傷確率の依存性をベイジアンネットワークで評価し、CCFとの相関を検討した結果を説明。

PSA2019

Seismic Correlation Modeling in Multi-module PRAs

地震による複数の失敗の相関評価法構築に関する報告。

PSAM14

SITRON - Site risk assessment approach developed for Nordic countries

スウェーデン・フィンランドで実施されているサイトリスク評価の研究プロジェクト「SITRON」およびパイロットスタディの紹介。マルチユニットにおける依存性を定性的及び定量的な手法の組合せにより抽出。
Ola Bäckström他（ロイド、VTT、他）

PSAM14Multi-Unit Dependency Modeling Based on Reported Japanese Nuclear Power Plant Incidents

CCFパラメータの方法論を拡張し、マルチユニットPRAに適用する手法を提案。パラメータは日本の運転経験から推定。

PSAM14

Framework for Modeling Ground Motion Variability at a Nuclear Power Plant Site for Use in a Seismic Multi-Unit Probabilistic Risk
Assessment

中野、北田、竹田、Modarres他（大阪大、Univ of Maryland）
Jonathan DeJesus Segarra他（Univ
プラントが近接している場合も含め、地震動の空間分布を取り扱うことのできる手法を提案。複数ユニット間の依存性を現実的にモデル化する要素を扱う枠組みの開発を通じた、地盤の性質と地震動の分布を取り
of Maryland）

SMiRT23

DEVELOPMENT OF MULTI-UNIT SEISMIC RESPONSE CORRELATION AND LEVEL-1 SEISMIC PRA MODELSECOM2-DQFMを用いて地震応答の相関を考慮したマルチユニット地震PRAの解析を実施した経験の説明。

ASRAM2019

Development of Site Dependence Index for Multi-Unit Nuclear Power Plants: Vine copula approach

多変量確率分布を用いて、ユニット間の依存性を示す新たな指標「SDI: Site Dependence Index」を提唱。

ASRAM2019

Framework of Simplified Method Evaluating Seismic Conditional Core Damage Probability for Multi-unit

ASRAM2019

COMPARISON OF MULTI-UNIT DEPENDENCY BETWEEN UNITED STATES AND JAPAN

日米のマルチユニットの依存性を原子力プラントの運転実績に基づき比較した結果の報告。

竹田、北田 (阪大)CONVERSION OF SEISMIC CORRELATION INTO SEISMIC CCFS AND ITS APPLICATION TO MULTI-UNIT PSA

地震による影響の相関をCCFとして表現し、内部事象PSAと同様の手順でマルチユニットPSAを実施する試みの説明。

Woo Sik Jung (Kyung Hee
University)

内的事象(レベル1)マルチユニットPRA評価手法の開発－ユニット間共通原因故障評価手法の提案－

CCF評価手法を拡張し、ユニット間CCFの評価手順を提案。

猪股、曽我、三浦(NRRC)ASRAM2017

Effect of common-cause component grouping on site core damage frequency: A case study on a six-unit NPP site

マルチユニットのユニット間のCCFの評価

ASRAM2017

Identification of Human and Organizational Factors for the Multi-Unit PSA

マルチユニットのユニット間の人間の相互作用の評価

ASRAM2017

A Study on Multi-Unit Initiating Events Analysis

マルチユニットで発生した事象の統計分析

ASRAM2018

Availability Modeling of the Feedwater Subsystem in the Multi-Unit Nuclear Power Plant

マルコフモデルを用いて修復も考慮したユニット間待機系の評価

ASRAM2018

Development of Dynamic Probabilistic Risk Assessment Methodology for Multi Unit Site Considering Inter Unit Dependency Based on Continuous
連続マルコフモンテカルロ法によるユニット間従属性の評価
Markov and Monte Carlo Method

原学2019年秋

外的事象を対象とした統合的リスク評価手法の開発その１：統合的リスク評価手法の概観及びDQFM 法による周期相関を考慮したMUPRA 手法の開発（基本的考え方）
MUPRA 手法の総合的開発

原学2019年秋

外的事象を対象とした統合的リスク評価手法の開発その２：原子力施設の事故に影響するインタラクションモデルの提案

MUPRA 手法の総合的開発

原学2019年秋

連続マルコフ過程モンテカルロ法およびベイジアンネットワークを用いた広域リスク評価手法に関する研究 (1) 全体概要

連続マルコフモンテカルロ法によるユニット間従属性の評価手法開発

原学2018年秋

内的事象（レベル1）MUPRA 評価手法の開発（2）ユニット間共通原因故障評価手法の開発

マルチユニットのユニット間のCCFの評価

原学2018年秋

多数基立地サイトのユニット間相互作用を考慮した動的リスク評価手法の研究

連続マルコフモンテカルロ法によるユニット間従属性の評価手法開発

ASRAM2019
マルチユ
ニット
技術報告書

Jonathan DeJesus Segarra1,
Mohammad Modarres, 他 (Univ ofMaryland)Yun Yeong Heo, 他（UNIST：ウルサ
ン科技大）Luke Mcsweeny (NuScale Power,
LLC)

Kondo, Teragaki, Abe (NRA)

Kyungho Jin, Gyunyoung Heo(Kyung Hee University)
Yun Yeong Heo, Seung Jun Lee
マルチユニットPRAを、ユニット間CCFを用いて簡易的に実施する枠組みの説明。マルチユニットCCDPの導出にはベイジアンネットワークを使用。
(UNIST)表３−１ レベル１PRA研究マッピング（8／8）

機械的・
空間的従
属故障

該当なし

人的従属

該当なし
PSA2017

Estimation of Manually Recoverable Fraction of Common Cause Failures of Motor Operated Valves

CCFデータのうち、リカバー可能な割合を分析

Y.G. Jo（Southern Nuclear Operating
Company）

PSA2015

Common Cause Failures Exceeding CCF Groups

部品レベルでのCCF発生数分析

J.C. Stiller（GRS）

CCF

報告シス
右記
テム

データ

少数デー
右記
タの扱い

・MODEL BASED RELIABILITY ANALYSIS OF DIGITAL I&C OF THE HOISTING EQUIPMENT IN NUCLEAR FACILITIES（PSA2019）
・Power Restoration Timescales and Probabilities: New Data and a General Theory（PSA2019）
・A Simplified Probabilistic Model for Flywheel Integrity Using “R”（PSA2019）
・Sodium Pump Performance in the NaSCoRD Database（PSA2019）
・Development of a Reliability Data Toolkit for Component Analysis in Liquid Waste Nuclear Facilities（PSA2019）
・Treatment of Expert Opinion Diversity in Bayesian Belief Network Model for Nuclear Digital I&C Safety Software Reliability
Assessment(NRC)（PSA2017）
・Analysis on the Important Indicators in Bayesian Belief Network Model for RPS Software Reliability Assessment,（PSA2017）
・A Mechanistic Reliability Assessment of RVACS and Metal Fuel Inherent Reactivity Feedback(ANL)（PSA2017）
・Passive System Reliability Analysis Using APSRA+ Methodology and Its Application to Passive Isolation Condenser System of an
Advanced Reactor,（PSA2017）
・New Components Reliability Demonstration for Subsea Factory（PSAM14）
・Modeling the Effect of Air Temperature and Pressure on the Reliability of a Passive Containment Cooling System（PSAM14）
・Optimization of Test Cases for Experimental Reliability Evaluation of Digital Reactor Protection SystemUlsan（PSAM14）・A Framework for Power Recovery Probability Quantification in Nuclear Power Plant Station Blackout Sequences（PSAM13）・SICA – a Software Complexity Analysis Method for the Failure Probability Estimation（PSAM13）
・MODIG – MODelling the Reliability of DIGital I&C in Modern Nuclear Power Plants（PSAM13）・A Meta-data Informed Comparison of Expert Judgment Reliability（PSAM13）・Characterization of Extreme/Rare Events and Data Analysis（PSAM13）・Considering Dual-Unit Loss of O site Power Initiating Event in a Single-Unit Level 1 PSA（PSAM13）・A Discussion of Failure Mode Modeling of Complex Components and Overall Component Reliability（PSAM13）
・Sensitivity analysis of the climate on the PCCS behavior in AP1000（ASRAM2019）
・Reliability evaluation for the squib valve of advanced passive PWR with small sample test method（ASRAM2019）
・An international joint research to explore the method for DI&C reliability assessment（ASRAM2019）・Application of Bayesian Inference on Anomaly Detection in Containment Vessel During Fuel Debris Retrieval Process in FukushimaDaiichi Nuclear Power Plant（ASRAM2019）
・A Case Study on Quality Assurance and Quality Management of the Software Development for the Probabilistic Safety Assessment
Analysis Using an Event Tree and a Fault Tree（ASRAM2019）

可搬設備 右記

・Flex Equipment Reliability Data（PSA2019）

管理・技
右記
術・組織

・Development of A Data Management System, MSPAR-DB, for Level 1 PSA （ASRAM2019）

Reliability
Engineering &System Safety
Volume 177,
September
2018, Pages
176-190
動的・Practical Application of the Loss of Offsite Power Recovery Analysis using the Convolution Methodology（PSA2019）
・Analysis of Loss-of-Offsite-Power Events 1987-2017（PSA2019）
・A Guidance for the Scoping and the Frequency of a PRA Data Update（PSA2019）
・ESO-Based Online Reliablity Estimation Method for Nuclear Reactors（PSA2019）
・Methodology for Modeling Manual Valve Plugging Failures in PRA(Dominion Generation)（PSA2017）
・Bayes, Data and NUREG_CR-6928 Caveats,（Westinghouse）（PSA2017）
・Improved Bayesian Update Method for Components Failure Rates（PSAM14）
・A Fault Prediction Approach Based on Bayesian Network for System（PSAM14）・OPEN COMPREHENSIVE NUCLEAR EVENTS DATABASE（PSAM14）・Discrepancy in the Results Generated from Bayesian Update of Lognormal Distributions Using Di erent Calculation Techniques（PSAM13）
・リスク評価におけるベイズ手法活用について（原子力学会秋 企画セッション）

The future of risk assessment

シミュレーションによる事故シナリオ解析，動的リスク評価，レジリエンス，安全性とセキュリティの融合
A view on the future of risk assessment is provided.
Research directions are presented on the use of simulation for accident scenario identification and exploration.
The use of data for condition monitoring-based, dynamic risk assessment is discussed.
The extension of risk assessment into the framework of resilience and business continuity is presented.
The directions for and integrated safety and security assessment of CPSs are discussed.

Reliability
Engineering &System Safety
Volume 195,
March 2020,
106699

A common cause failure model for components under age-related degradation

経年劣化によるCCFモデル
A new model is proposed to determine component-specific dynamic CCF probability.
An experimental study is conducted to elucidate the CCF impacts over service span.
The risk would be underestimated as the undetected components degradation accumulates.
Advances in sensing techniques and data analytics are important to enhance the current PRA research.

PSAM14Development of Multi-Unit Dependency Evaluation Model Using Markov Process and Monte Carlo Method

マルチユニットのリスク評価においてマルコフ過程モンテカルロ法を用いるアプローチの提案。

山口、張（東大）

ASRAM2019

A Methodology for Estimating the Inter-Unit Effects of Radioactive Releases in Multi-Unit PSA

あるユニットからの放出が他ユニットの運転操作に及ぼす影響を評価する方法論の説明。

Jae Young Yoon, Dong-San Kim(KAERI)表３−２(1/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名アブストラクト

論⽂記載内容Fire PSA for nuclear power plants (NPP) are performed in order to assess the contribution of fire events to the overall risk of the facility andOECD FIREデータベースの確率論的解

Generic Event Trees 率論的調査に対す (2016)

to identify possible weaknesses within the fire protection concept. The fire event sequence can be generally characterized as a continuous

析と適⽤からの最新の結果が⽰されていDerived from the

るOECD⽕災データ

stochastic process depending on manifold random influences. The so-called event tree analysis method is applied for determining theる。

OECD Fire Database

ベースから導かれた

for Probabilistic

⼀般的なイベントツ

Investigations of

リーの適⽤

Application of

Nuclear Power Plants

出典/著者所属
原⼦⼒発電所の確 PSAM 13

GRS（ドイツ） conditional probability of fire induced failures. An event tree is a simplified and discretized form of the stochastic fire process.
実際の⽕災事象を、指定された各汎⽤イ
Fire behavior and development of an incipient fire at a given fire source are analyzed with respect to fire detection, alarm and suppression

ベントツリーのシーケンスに割り当てることがconsidering plant layout, combustibles and structural conditions inside the NPP buildings. Fire occurrence frequency as well as branch point

できるように、以下の3種類のイベントツリー

probabilities of the event trees have to be determined for quantifying the fire induced damage probabilities. For this purpose, a suitableが開発されている。

database is needed.
・時間の経過に伴う⽕災の挙動と進展
Databases are efficient tools to collect and process events such as fires in a traceable manner. In the early 2000s the international database （FET-T）
OECD FIRE (Fire Incidents Records Exchange) was developed aiming on recording operating experience from nuclear power plants with・⽕災検知と警報のシーケンス（FET-

respect to fire events in a consistent and quality assured manner. Meanwhile this database covers more than 450 event records from twelve D）
OECD NEA (Nuclear Energy Agency) member countries involved in the FIRE Project.

・⼿動消⽕を含む様々な消⽕対策に関する時間に依存した⽕災の進展（FETS）

In this paper, the most recent results from probabilistic analyses and applications of the OECD FIRE Database are presented. In-depth
investigations of fire events recorded are e.g. used for deterministic as well as probabilistic assessment of fire protection means within thegeneral concept of nuclear safety. In particular, it is demonstrated that any real fire event can be assigned to a sequence in each of thespecified generic event trees.
For this purpose, three types of generic event trees have been developed characterizing the fire behavior and development over time (FETT), the sequence of fire detection and alarm (FET-D) and the time dependent development of fires with respect to the different fire
suppression measures including manual fire fighting (FET-S). The results of the corresponding analyses of these three new and complex
characteristics (attributes) of fire events are presented and discussed in more detail.

表３−２(2/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容Consideration of

⽕災PRAにおける

PSAM 13

The international database OECD FIRE on fire incidents in nuclear power plants (NPP) has been recently investigated regarding the

OECD参加国における⽕災と他の事象

Event Combinations

⽕災とその他の事(2016)

operating experience in the participating member countries with respect to event combinations of fires and other events. Causally related（ハザード）の組み合わせに関する運⽤

of FIRES and Other

象の組合せ検討-

Events in FIRE PRA - OECD⽕災データ
Insights from theOECD Fire Database

ベースからの知⾒

events, either fires and consequential events or initiating events and consequential fires, have been observed as well as combinations of fires 経験に関して最近調査された原⼦⼒発
BfE（ドイツ）

and other events having occurred independently of each other at the same time.The fact that the amount of such event combinations is

電所の⽕災事故に関する国際データベー

more than 10 % of the entire 448 event records in the database, of which the majority are fire events without safety significance, isスOECD FIREからの知⾒が記載されていnotable.

る。

In total 49 event combinations have been identified in the FIRE Database up to the end of 2015, the vast majority of them representing

⽕災とその他の事象（ハザード）の組み

combinations of initial internal hazards, such as high energy arcing faults (HEAF), explosions or missiles, and consequential fires.

合わせと、プラントの安全性に対する潜在Approximately 1 % of the entire events collected in the FIRE Database are fires resulting from external hazards. Approximately one quarter

的な結果が、PRAでより体系的に解析お(12 events) of the above mentioned 49 event combinations recorded are fires and consequential events: seven of these initial fires resulted

よび検討される必要があり、また、プラント

e.g. in an internal flooding as a consequential event.The number of records of fire event combinations with more than one consequential

設計で適切に対処されなければならない。

event, of which at least one represents a fire, is seven representing 15 % of all event combinations identified in the database. This number is
non-negligible and also indicates potential domino effects which may impair nuclear safety.

消⽕活動による溢⽔では、より体系的な検討が必要である。さらに、HEAFと⽕災を含む事象の組み合わせの結果は、さらに詳細な調査が必要である。

One general conclusion from this study is that event combinations fires and other events (hazards) and their potential consequences toplant safety need to be more systematically analyzed and considered in probabilistic risk assessment (PRA). They have also to be adequately
addressed in the plant design. This underpins similar lessons learned from post-Fukushima investigations.
Combinations of a majority of internal and external hazards not exceeding the design basis have already been accounted for in the plant fire
safety concepts and are also addressed in the regulations of several countries. However, some consequences of fires, in particular flooding
from extinguishing activities, need more systematic consideration. Moreover, the consequences of event combinations involving HEAF andfire need further in-depth investigation. This may result in plant modifications in the future including improved procedures.

表３−２(3/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)アブストラクト

論⽂記載内容Data Collection in

論⽂名

⽕災PSAでのデータ PSAM 13

出典/著者所属

IRSN (as French Nuclear Safety Authority TSO) develops level 1 Fire probabilistic safety assessments (FPSAs) in order to consolidate its own

フランスの原⼦⼒発電所で発⽣した⽕災

Fire PSA

収集

independent opinion on the assumptions and results of the Fire PSA that are conducted by EDF which is the Licensee of French NPPs. IRSN 事故の解析と、許認可取得者が提供する(2016)

Fire PSAs are extensions of the IRSN in-house developed NPP Level 1 PSAs for internal events.
IRSN（フランス）

設計および運転情報を補完するために、必要なデータがIRSNによってどのように収The FPSAs developed by IRSN focuses on few compartments which contains important safety components. But for each compartment

集され、⽕災PSAの枠組みでどのように使

selected a detailed study is done. Thereby, IRSN needs a large amount of data, mainly for the fire scenarios modeling and for conducting

⽤されるかを記載している。

fire simulations as a support of PSA.
データは、フランスの原⼦⼒発電所で発⽣
The objective of this article is to present how the necessary data are collected by IRSN and how they are used in the frame of FPSA. Data

した⽕災事故の解析と、許認可取得者がare collected by the analysis of the fire incidents occurred in French NPP and by walkdown on the studied NPP to complement the design

提供する設計および運転情報を補完する

and operational information provided by the Licensee.

ためのウォークダウンによって収集される。

The collected data are then stored by IRSN in databases. One of them contains all the fires occurred in French NPP since the

これらのデータは、⽕災シナリオの頻度を定

commissioning. The information collected to establish the Database covers the period from April 21, 1975 to December 31, 2014. It

量化するために重要である。データを使⽤

represents more than 900 fire events for more than 1600 reactor.years. Another Database contains the description of the compartments

して、機器の⽕災頻度、防⽕システムの故studied in the Fire PSA with their detailed description (geometry, size, openings, equipment, cables and automatic system of detection and

障率、消⽕チームなどの⾏動や介⼊遅れ

extinction inside), their adjacent compartments and what they contains in terms of equipment and cables. The data collected concern alsoなどの統計的パラメータの策定、あるいは

flowrate and pressure measurement in ventilation conduct and at fire doors to take the ventilation system into account in fire simulation.

⽕災シナリオの明確化が⾏われる。

These data are important to quantify the frequency of fire scenario. Data are used to develop statistical parameters like fire frequency ofequipment, failure rate of fire protection systems (e.g. fire dampers), human actions and intervention delays of different teams to extinguishfire (e.g. operating team, firefighting team, etc.) or to define fire scenario. Data are also used as input of the IRSN SYLVIA code (a two-zone
fire model) which is employed to simulate the fire effects in the frame of IRSN fire PSA. The objective of fire simulation is to estimate theconsequences of fire in terms of failure of equipment and cables.

表３−２(4/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

Experiences from

OECD⽕災データ

the OECD Fire
Database andIntended Future

PSAM 13

アブストラクト

論⽂記載内容The international fire incidents database OECD FIRE (Fire Incidents Records Exchange) is one of the four nuclear power plants (NPP)

PSAの枠組みにおいて、原⼦⼒発電所のベースの経験と今後 (2016)

operational events databases currently operated under the umbrella of the OECD Nuclear Energy Agency (NEA). This database collecting

運転員と規制当局が⽕災の安全問題をの拡充

detailed information from fire events at nuclear power plants from meanwhile thirteen NEA member countries is already in its fifth phase

評価するために、建設から廃炉までのプラ

GRS（ドイツ） and mature enough for first applications in fire probabilistic risk assessment.

Extensions

ントライフサイクル全体のすべての段階における450以上の⽕災事象をカバーしている

The most recent version of this database covers already more than 450 well documented fire events during all operational phases of theOECD FIREデータベースの他⽅⾯での適

entire plant life cycle from construction up to the longer term safe shutdown before decommissioning. The number of recorded events

⽤の可能性の概要を、例を⽤いて記載しincreases continuously within each annual update. A suitable database structure enables the analyst to make search queries for differentている。

aspects and investigations of even more complex fire scenarios. Various analyses can be systematically performed in an automated manner,from generating different samples up to a more or less complete statistical analysis.
The paper presents a brief overview of the manifold application possibilities of the OECD FIRE Database for supporting nuclear power plant
operators as well as regulators in assessing fire safety issues, in particular in the frame of probabilistic safety assessment (PSA). Eachapplication presented is illustrated by examples. One important objective of the data collection is to generate generic compartment specificas well as component related fire occurrence frequencies for different reactor types and plant operational states.

Other applications with significance for regulatory assessments are in-depth investigations of transformer fires and event combinations offires and other events. From PSA viewpoint, control room habitability as well as risk significant contributions in PSA for fires has to beanalyzed. For the latter, available Fire PSA have to be analyzed compartment or component specifically to identify significant elements in
PSA and to find out if there is consistency with and within the OECD FIRE Database.
Moreover, the FIRE Database Project shall support providing analytical tools for performing Fire PSA by using different fire simulation codes
to establish the differences between the outputs of the codes using the data within the FIRE Database. Last but not least one objective of thenext Project Phase is to collect new or sort out from existing fire records of already collected and known fire events, those ones that havesome multi-unit/area effects.
This activity may provide some support for Site Level PSA (representing an ongoing task of the OECD working group on risk assessment(WGRISK). In the future, efforts will be started to publish insight reports, which evaluate causes of fires in the Database content. The
reports will be available to designers of nuclear plant fire detection and extinguishing systems and layout. It is expected that this could
support activities for preventing fires and their combinations with other anticipated events.

表３−２(5/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名Explicit Modeling of

出典/著者所属
複数区画解析にお PSAM 13

Fire Barriers in Multi- ける防⽕壁の明⽰
Compartment(2016)

的モデル化

Analysis

Enercon（⽶アブストラクト

論⽂記載内容A Fire PRA plant response model is to be capable of identifying significant contributors to CDF and LERF, including plant initiating events,

複数区画の⽕災シナリオのモデル化は通accident sequences, and equipment unavailabilities. Multi-compartment fire scenarios consist of a fire initiating event and fire damage

常、別計算で複数区画シナリオの頻度がoccurring in one physical analysis unit (PAU), followed by propagation of the effects of the fire to one or more additional PAUs due to the

定量化され、障壁損傷からの寄与は明⽰

failure or unavailability of credited fire barriers.

的に捉えられない。さらに、障壁の重要度国）を簡単に計算することはできない。
Based on Fire PRA peer review observations, multi-compartment fire scenario modeling typically quantifies the frequencies of multicompartment scenario in side calculations, and the contribution from barrier failures is not explicitly captured. This results in both the

このため、⽕災シナリオと防⽕壁の両⽅のリ

admission of non-minimal cutsets to the final results, and difficulty in determining the risk significance of individual fire scenarios. In

スク重要度を直接特定するために使⽤でaddition, importance measures of the barriers cannot be easily calculated.

き、そして既存の⽕災PRAの複数区画解析で⼀般的な⾮最⼩カットセットを含んでFire Modeling of

いない⽕災PRAカットセットに⾄る障壁損

cutsets that can be used to directly identify the risk importance measures of both fire scenarios and fire barriers for use in applications, and

傷を明⽰的にモデル化するための簡易なthat do not contain the non-minimal cutsets typical in existing Fire PRA multi-compartment analyses.

⼿法を記載している。

The preliminary construction of the Hanul Unit 3 fire PSA model was performed with the fire modeling of only three fire areas.

3つの⽕災区画をモデル化して構築された

Switchgear Room for 画⽕災シナリオに関 (2016)

Quantification results of the Hanul Unit 3 fire PSA model showed that the multi-compartment fire scenario of the switchgear (SWGR) room

Hanul 3号機の⽕災PSAモデルにつき記

Multi-compartment

する開閉器室の⽕

was one of significant contributors to the core damage frequency (CDF). In this study, fire modeling of a multi-compartment scenario of

載している。

Fire Scenario in Fire

災モデル化

PSA

⽕災PSAの複数区 PSAM 13

The objective of this paper is to demonstrate an easy-to-apply methodology to explicitly model barrier failure events resulting in Fire PRA

KAERI(韓国） SWGR room A was performed by Consolidated Fire Growth and Smoke Transport (CFAST) to identify the possibility of fire propagation from
SWGR room A to B. Hanul Unit 3 has two SWGR rooms A and B for redundancy.

SWGR室Aの複数区画シナリオの⽕災モ
デル化は、SWGR室AからBへの⽕災伝播

The severe fire scenarios assumed were HEAF (high energy arching fault) induced cabinet fires: (1) the simultaneous fires of non-class 1Eの可能性を識別するために、⽕災進展と4.16kV and class 1E 4.16kV cabinets, and (2) a 480V load center cabinet fire. Since the non-segregated phase bus (NSPB) is connected to 煙移動の統合（CFAST）によって実施
the non-class 1E 4.16kV and class 1E 4.16kV cabinets, it was assumed that simultaneous fires might occur. The vertical cables areconnected to 480V MCC and 480V AC load center cabinets. Thus, they can be ignited when any 480V cabinet fire occurs. The horizontal
cables located near the vertical cables will be also ignited when the flame of the vertical cable fire reaches their heights. Fire simulation
results showed that the peak hot gas layer (HGL) temperature of SWGR room A is 73.1 ℃ and 120 ℃, and that of SWGR room B is
between 21.3℃ and 35℃.
From the fire simulation results, we can determine that a fire of SWGR room A or B does not affect the integrities of the cables andcomponents in adjacent fire areas. Thus, multi-compartment fire scenarios of SWGR rooms A and B were not considered for the Hanul
Unit 3 fire PSA model.

された。

表３−２(6/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名アブストラクト

論⽂記載内容Precursor analysis is widely used in the nuclear industry to judge the significance of events to safety. However, in case of events that may

前兆解析は、安全に対する事象の重要

OF FIRE MODELING ベースからの実事象 (2016)

damage equipment through effects which are not ordinary functional dependencies, the analysis may not always fully appreciate the

性を判断するために広く使⽤されている。

ISSUES BASED ONの解析に基づいた⽕

potential for further evolution of the event. For fires, which are one class of such events, the paper discusses modelling challenges that need ⽕災に関して、確率論的前兆解析を実AN ANALYSIS OF

災モデル化の課題の ENSI（スイIDENTIFICATION

出典/著者所属
OECD⽕災データ

REAL EVENTS FROM 特定PSAM 13ス）

to be overcome when performing a probabilistic precursor analysis. The events to exercise the approach on are selected from the OECD

⾏するときに克服する必要があるモデル化

FIRE Database.

の課題について記載している。

THE OECD FIREDATABASE

取り組まれる事象は、OECD FIREデータ
ベースから選択される。

表３−２(7/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)アブストラクト

論⽂記載内容Impacts of Emissions スロバキアの建屋内 PSAM 13

論⽂名

出典/著者所属

The present article deals with a quantitate methodology to determine the impacts of fires which can occur in different types of buildings on

ジリナ⼤学のプロジェクトチームによって開発

on thethe environment developed by project team from University of Zilina in Zilina. The main outcome is stating hazardousness of different kind

された、様々な種類の建物で発⽣する可of buildings for environment in case of fire occurrence and risk matrix which can be used in risk assessment process for impact analysis.

能性のある⽕災の環境への影響を判断す

⽕災における環境へ (2016)

Envinronment within の排気の影響
Fires in Buildings

ジリナ⼤（スロバ There were experts not only from the university environment (project team) involved, but also from practice contributing to the compilation るための定量化⽅法について記載していOccurrence in

キア）

of a structured and systematic approach.

る。

Slovakia
主な結果は、⽕災発⽣時の様々な種類の建物の環境に対する危険性と、影響評
価のためのリスク評価プロセスで使⽤できる
リスクマトリックスを⽰している。

Insight from Low

NUREG CR-

PSAM 13

Low power and shutdown(LPSD) fire Probabilistic Risk Assessment(PRA) for construction plant was performed based on NUREG/CR-7114

NUREG CR-7114に基づく建設中のプPower Shutdown Fire 7114に基づく建設 (2016)

and NUREG/CR-6850. The current framework for LPSD fire PRA doesn't provide sufficiently enough or detailed information for treating the ラントの低出⼒停⽌時⽕災PRAからの知PRA for Plant Under

中のプラントの低出

plant status change led by maintenance activities on operating plants as well as plants under construction. There are also many limitations

Construction Based

⼒停⽌時⽕災PRA KEPCO（韓in directly using the methodology which leads many kinds of conservative assumptions in performing LPSD Fire PRA.

on NUREG CR-7114 からの知⾒国）⾒を記載している。
電源関連システムは、メンテナンス活動のAccording to the experience gained through LPSD fire PRA, power supply-related systems such as Unit Aux Transformer (UAT) and Station

ため、特定のプラント運転状態（POS）

Aux Transformer (SAT) can be vulnerable depending on a specific Plant Operating Stat (POS) due to the relevant maintenance activities. In によっては脆弱になる可能性がある。 さらaddition, unlike at-power operation,charging pump-related operation can be critical from Core Damage Frequency (CDF) and Large Release に、多くのRCSの冷却操作はCVCSによっFrequency (LRF) perspectives because most Reactor Cooling System (RCS) cooling operation is being achieved through Chemical andて達成されているため、出⼒運転とは異なVolume Control System (CVCS).

り、充てんポンプ関連の運転がCDFおよびLRFの観点から重要である。

表３−２(8/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容Insights fromCANDU⽕災リスク PSAM 13

This technical paper presents the insights gained from the previous CANDU 6 plant fire risk assessments and the fire PSA walkdown of a

新設の新型原⼦炉設計の防⽕に関する

CANDU Fire Risk

評価の経験からのCANDU 6 plant to support the fire protection considerations of new builds, advanced reactor design, as well as fire PSA projects for other

考慮事項、および他の稼働中のCANDUAssessment

知⾒

operating CANDU 6 plants. It also discusses the applicable codes and standards, industrial practice and CANDU operating experience.

6プラントの⽕災PSAプロジェクトをサポート

Experience(2016)
中国科学アカデミー（中国）

するために、以前のCANDU 6プラントのThe objective of this paper is to bring insights gained from the previous CANDU 6 plant fire risk assessments and the fire PSA walkdown of a ⽕災リスク評価から得られた知⾒と、
CANDU 6 plant into the fire protection considerations of new builds, thus supplementing the design assist role of the deterministic fire hazard CANDU 6プラントの⽕災PSAウォークダ
assessment. It also discusses the fire protection philosophy, requirements and industrial practice, as well as insights applicable to the fire PSA ウンを⽰している。
modeling and approach for other operating CANDU plants.
また、該当する規格基準、産業界の慣⾏、およびCANDUの運転経験についても記載している。。

Modeling Main

⽕災PSAの⽕災に PSAM 13

In fire probabilistic risk assessments, the human reliability analysis (HRA) of main control room abandonment due to fire induced loss of

⽕災による制御の喪失による中央制御室

Control Room

よる制御喪失による (2016)

control hinges in great part on the timing performance shaping factor, i.e., the evaluation of the time required vs. time available to perform

退避の⼈間信頼性解析（HRA）に最Abandonment Due

中央制御室退避のhuman actions.

近適⽤された⽅法の重要な側⾯を要約し

to Fire-induced Loss

モデル化

of Control in Fire PSA

Jensenている。

Hughes（⽶The present paper summarizes key aspects of a method that was recently applied for such an HRA performed on a boiling water reactor.

国）

That evaluation involved 1) defining abandonment criteria for loss of control, and 2) characterizing the multiple timing parameters using an その評価には、1）制御喪失に対する退approach where the state of knowledge about each parameter was structured to permit a robust evaluation of the most uncertain

避基準の明確化、2）各パラメータに関す

parameter.

る知⾒が最も不確実なパラメータの評価を可能にするために構築された⼿法を使⽤This structured method was intended to improve transparency and traceability, which in turn helped ensure the robustness of the results

した複数のタイミングに関するパラメータのand confidence that the abandonment risk was adequately represented.

特性評価が含まれる。

表３−２(9/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容Statistical

原⼦⼒発電所向け PSAM 13

Since the publication of NUREG/CR-6850 / EPRI 1011989 in 2005, the US nuclear industry has sought to re-evaluate the default peak

電気盤⽕災からの最⼤放熱率（HRR）

Characterization ofの電気盤⽕災から

heat release rates (HRRs) for electrical enclosure fires typically used as fire modeling inputs to support fire probabilistic risk assessmentsを推定する簡単な⼿段について記載してHeat Release Ratesの放熱率の統計的(PRAs), considering them too conservative. A major effort by the Electric Power Research Institute and Science Applications Internationalいる。

from Electrical

特性評価

Enclosure Fires for(2016)
US.NRC（⽶Corporation in 2012 was not endorsed by the US Nuclear Regulatory Commission (NRC) for use in risk-informed, regulatory applications.

国）

NUREG/CR-6850の発⾏以降、⽕災

Nuclear Power Plant

Subsequently the NRC, in conjunction with the National Institute of Standards and Technology, conducted a series of tests for

モデル化インプットとして、あまりにも保守的

Application

representative nuclear power plant electrical enclosure fires designed to definitively establish more realistic peak HRRs for these often

であると考えられている電気盤⽕災の最⼤important contributors to fire risk.

HRRの再評価が求められていた。より現実的な最⼤HRRを確⽴するために、代表的

The results from these tests are statistically analyzed to develop two probabilistic distributions for peak HRR per unit mass of fuel that refine

な電気盤の⽕災のテストが実施され、テス

the values from NUREG/CR-6850, thereby providing a fairly simple means by which to estimate peak HRRs from electrical enclosure fires

ト結果は、最⼤HRRの2つの確率分布を

for fire modeling in support of fire PRA. Simulations using variable fuel loadings are performed to demonstrate how the results from this

開発するために、統計的に解析された。

analysis may be used for nuclear power plant applications.

ADVANCED

⽕災PRAをサポート ANS_PSATECHNIQUES FORするデジタル制御シ 2017

MODELING FIRE-

ステムの⽕災による

INDUCED CIRCUIT

回路損傷モデル化

FAILURES OFのための先進技術

DIGITAL CONTROLIn this paper, blended approaches are presented for model development and circuit analysis of digital control systems for Fire PRA.

⽕災PRAでのデジタル制御システムの回路解析とモデル化の技術の進歩に関する知As with analog control circuits, a “one-size fits all” approach for digital control circuits is not appropriate. Digital circuits can be functionally

⾒を提供するために、⽕災PRAのデジタル

Jensencategorized, which allows a customized and more representative strategy to be applied to the circuit analysis of each category. This

制御システムのモデル開発と回路解析を

Hughes（⽶approach focuses on establishing different circuit analysis boundaries best suited for each of the different functional categories, which in

融合した取り組みについて記載している。

国）

turn results in more optimal and realistic model developmentin support of Fire PRA.

SYSTEMS IN

デジタル回路は機能的に分類することがで

SUPPORT OF FIRE

These analysis methods can be used as tools to reveal potential vulnerabilities in nuclear power plant digital circuit designs for internal andき、カスタマイズされたより代表的な⽅策をPROBABILISTIC

external hazards, reduce biases and undesired conservatism, provide more realistic failures and effects, improve consistency, minimize

各カテゴリーの回路解析に適⽤できる。 こ

RISK

unproductive analysis time, and control project cost.

のアプローチは、異なる機能カテゴリのそれ

ASSESSMENTS

ぞれに最適な異なる回路解析のバウンダ
The purpose of this paper is to highlight issues and provide insights on advancing the techniques of circuit analysis and modeling of digitalリーの確⽴に焦点を当てており、その結果、

control systems in a Fire PRA (Probabilistic Risk Assessment).

⽕災PRAをサポートするより最適で現実的なモデル開発が可能になる。

表３−２(10/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容DEVELOPMENT OF

プール⽕災からの円 ANS_PSA

Fire Probabilistic Risk Assessments (PRAs) require the analysis of fire hazards in the presence of exposed structural steel to determine

⽕災PRAでは、建物の構造健全性が損

COMPUTER

筒状離散放射のモ 2017

whether the structural integrity of buildings is compromised. Specifically, the combined ASME/ANS PRA Standard requires the quantitative

なわれているかどうかを判断するために、構PROGRAM TO

デル化のためのコン

assessment of the risk associated with such selected fire scenarios in a manner consistent with the Fire Quantification (FQ) requirements,

造⽤鋼が露出した状態で⽕災ハザードのMODEL

ピュータープログラム Jensen

including collapse of the exposed structural steel.

解析が要求される。点光源固体⽕炎モデ

CYLINDRICALの開発

INCIDENT

Hughes（⽶国）

ルなど、現在利⽤可能な簡易⽅法では、
The current available simplistic methods, such as the point-source and solid flame models, may not account for near-field radiation effects.

近接した照射影響を考慮できない場合がDISCRETE

The Fire Dynamics Simulator (FDS)software can certainly be utilized to model such scenarios in detail, but involve expertise in creating

ある。

EMISSIVE

such simulations that can be labor intensive.

RADIATION

炭化⽔素プール⽕災から離れた場所で放(CINDER) FROM

The purpose of this paper is to provide the analyst a tool to model such scenarios using existing correlations and fundamental concepts to

POOL FIRES

provide a more realistic analysis without requiring modeling details that would be required for such general purpose software codes. Because 定し、⽕災シナリオの迅速かつ効率的なモof this, the Cylindrical Incident Discrete Emissive Radiation(CINDER) computer code was developed to address this particular need, in that

射熱伝達を受ける対象材料の温度を推デル化のため、CINDERと呼ばれるコン

the ability to analyze structural capability in the presence of oil pool fires can be more easily analyzed without requiring the modeling details ピューターコードが開発された。
and expertise that would be required given the absence of such a method. The CINDER software program was designed to calculate thetemperatures of exposed structural steel that would be experienced given a wide range of oil pool fires and target geometry in an interactive

CINDERは、Clindrical Incident

format with limited knowledge of fire modeling details.

Discrete Emissive Radiationを表す
頭字語で、汎⽤ソフトウェアコードに要求さThis paper introduces the concept of creating a computer code called CINDER, which is an acronym that represents Cylindrical Incident

れるモデル化詳細を必要とせずに、より現Discrete Emissive Radiation. CINDER estimates the temperature of target materials subjected to radiant heat transfer at a distance from a

実的な解析を提供するために、既存の相hydrocarbon pool fire, and was designed for quick and efficient modeling of such fire scenarios.

関関係と基本概念を使⽤してモデル化するツールで、このコードを作成する概念の紹介について記載している。

Development of Fire⽇本の原⼦⼒発電 ANS_PSA

Internal fires within a nuclear power plant (NPP) can be a significant risk contributor. Fire PRA is a useful tool to identify vulnerabilities of

PRA Guide for

所向けの⽕災PRA 2017

NPPs for internal fires. In order to assist utilities in Japan in conducting fire PRAs, Nuclear Risk Research Center (NRRC), in cooperation with 研究結果に基づいて、⽇本のプラントに固Japanese NPPs

ガイドの開発Japanese reactor vendors and experts from the U.S. with fire PRA experience, has embarked on the development of a fire PRA guide.
NRRC（⽇本）

NUREG/CR-6850および最近の開発
有の設計上の特徴と運転経験を組み込んだ⽇本の原⼦⼒発電所向けの⽕災

The fire PRA guide is intended to provide Japanese nuclear industry a state-of-the-art method and supporting data. The guide is based on
NUREG/CR-6850 (Ref.1) and recent developments and research results. Furthermore, the guide incorporates design features andoperating experiences specific to Japanese NPPs.

PRAガイドの開発について記載している。

表３−２(11/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)アブストラクト

論⽂記載内容Emulation-Based

論⽂名

⽕災⼒学シミュレー ANS_PSA

出典/著者所属

Emulation, also known as meta or surrogate modeling, provides a feasible approach for conducting quantitative uncertainty analyses where

⽕災シナリオのCFDシミュレーション⽤の正Uncertainty

ションのエミュレーショ 2017

computationally intensive modeling codes have been applied.

確なエミュレータを作成および検証するため

Quantification of a

ンベースの不確定性Fire Dynamicsの定量化の初期の取り組みについて記載している。
WEC（⽶国） This paper documents initial efforts to generate and validate accurate emulators for simulation of fire scenarios.

Simulation

代表的なシミュレーションは、公開されていRepresentative simulations were conducted using the publicly available Fire Dynamics Simulator, the emulator development was performed る⽕災⼒学シミュレータを使⽤して⾏わ
with the Smart UQ software,and the uncertainty quantification was performed in MATLAB (note that this paper is not an endorsement ofれ、エミュレーターの開発はSmart UQソフ

any particular software or product).

トウェアで実⾏され、不確定性の定量化はMATLABで実⾏された。

The initial design of experiments is discussed as well as some of the theory and trade offs of the different emulation techniques that were
tested. The resulting emulators were evaluated for accuracy and their utility in probabilistic risk assessment demonstrated.

HAZARD CURVE

空冷熱除去システ

ANS_PSAThis study evaluates a hazard curve of smoke effects generated by a forest fire by applying a new method using a logic tree which consists

森林⽕災（⽕災発⽣時間とその場所な

EVALUATION FOR

ムの森林⽕災の煙

2017

of variable parameters on a forest fire (e.g. fire breakout time and its location), weather conditions (e.g. prevailing wind velocity), types ofど）、気象条件（⾵速など）、植⽣と地FOREST FIRE

による影響に関する

vegetation and topography (e.g. yield of particle matters and a land elevation map), and simulation conditions (e.g. a model of smoke

形の種類（粒⼦物質の算出や⼟地の標

SMOKE EFFECTS

ハザード曲線評価

ON AIR-COOLING

JAEA（⽇本） captured on air filters). A response surface of the smoke spatial density at a nuclear power plant is evaluated using two simulation codes:
FARSITE for forest fire propagation and ALOFT-FT for smoke transportation.

DECAY HEATREMOVAL SYSTEMS

⾼マップなど）、およびシミュレーション条件（エアフィルターで捕捉された煙のモデルなど）に関する様々なパラメータで構成され

It is followed by a Monte Carlo simulation on a certain set of parameters for the logic tree followed by obtaining a corresponding result of the

る論理ツリーを使⽤した新⼿法を適⽤す

amount of the smoke by the response surface, and finally the histogram of all the Monte Carlo sample results gives the hazard curve

ることにより、森林⽕災によって発⽣する

representing the annual exceedance frequency of the total amount of the smoke captured on air filters of the decay heat removal system.

煙の影響のハザード曲線の評価について記

The evaluated hazard curve, normalized per air filter area (1 m2) and per intake air velocity (1 m/s), is about 1×10-1 per year for 1

載している。

kg/m2/(m/s) and about 1×10-2 per year for 3.5 kg/m2/(m/s).
ナトリウム冷却⾼速炉（SFR)の⾃然循
環によって作動する崩壊熱除去システムの空気冷却器に装備されたエアフィルターに焦点を当てて、森林⽕災の煙の影響に関して新たに改善された評価⽅法について主に説明する。

表３−２(12/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクトThis paper mainly describes a newly improved assessment methodology for smoke effects of a forest fire, focusing on the air filters equippedin the air coolers of the decay heat removal system operated by natural circulation in an sodium-cooled fast reactor（SFR）; it can also be
applied to other equipment such as air cooling emergency diesel generator.
This paper provides 1) a logic tree to obtain a hazard curve of the smoke effects, 2) an analysis of a smoke behavior generated by a front
area of a forest fire and smoke spatial density around an NPP, 3) response surface of the total amount of smoke captured on the air filters
according to forest fire conditions, and 4) a result of a Monte Carlo simulation to obtain the hazard curve of the total amount of smoke
captured at the air filters. The key output in the hazard assessment is an annual exceedance frequency of the hazard intensity, namely, thetotal amount of smoke captured on air filters.
As for the analysis on a smoke behavior, a previously developed method, Ref. 12, is applied to obtain the response surface, where smoke
production and its transportation behavior in accordance with the forest fire propagation have been numerically simulated. The forest fire
propagation simulations, Ref.13, utilize FARSITE code, Ref.14, to evaluate temporal propagation of a forest fire frontal location, the changesof the reaction intensity and the fire line intensity, and ALOFT-FT code, Ref.15, to simulate the smoke transportation for the evaluation of
spatial distribution of the density of smoke, specifically particle matter (PM).
The time-dependent changes of the spatial PM density evaluated in the simulation are then applied to calculate a cumulative amount of PM
captured on the air filters, which are finally utilized to obtain the response surface of a cumulative amount of smoke on the air filters.

論⽂記載内容表３−２(13/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

論⽂記載内容⽕災PRAにおけるRELIABILITY

初期の⽕災検知の 2017

Facilities - Final Report, provides information on the performance and use of "very early warning fire detector systems" (VEWFDS) and the

定量化⽅法が伝統的でないHRA/PRAアANALYSIS FOR

ための⼈間信頼性

associated fire human reliability analysis (HRA) and probabilistic risk assessment (PRA) quantification, for electrical cabinet installations.

プリケーションにどのように使⽤できるかに、

IMPLEMENTATION

解析

US.NRC（⽶This report documents the results of confirmatory research for an earlier, interim NRC staff position on the use and PRA quantification of

特に焦点を当てて、NUREG-2180で提国）

these systems.

供されるHRAの重要な側⾯を概説していOF INCIPIENT FIRE

ANS_PSA

アブストラクト

HUMAN

NUREG-2180, Determining the Effectiveness, Limitations, and Operator Response for Very Early Warning Fire Detector Systems in Nuclear 現在の⼈間信頼性解析（HRA）⼿法とDETECTORS IN

る。

FIRE PRAS

The fire risk reduction approach used in NUREG-2180 credits any additional time provided by VEWFDS toward an earlier time for fire
suppression initiation. The HRA approach for this research addressed a number of novel aspects for HRA/PRAs, including:

NUREG-2180の⽕災リスク低減アプ

all operator actions taken without a reactor trip

ローチは、早期⽕災検知警報システムに

actions of licensed operators in the main control room, as well as that of field operators and instrument and control technicians

よって⽣み出された更なる時間を、消⽕開

no standard requirements for job aids (e.g., procedures) supporting operator actions

始のための時間に充てる。この研究のHRA

time available for operator actions represented by a probability distribution, rather than a single point estimate

アプローチは、以下を含むHRA/PRAの多
くの新しい側⾯に対処した。

This paper summarizes key aspects of the HRA provided in NUREG-2180, especially focusing on how current HRA approaches and原⼦炉トリップなしで実⾏されるすべてのquantification methods can be used for this non-traditional HRA/PRA application.

運転員操作
中央制御室での有資格の運転員操作、および現場運転員と計測制御技術
者の操作
運転員操作をサポートする作業補助（⼿順など）に関する標準的要求なし
単⼀の点推定値ではなく、確率分布で表される運転員操作に使⽤できる時間

IMPACT OF NEW

⽕災PRAの新しい

ANS_PSA

Recently, three new NUREGʼs have been issued which impact the fire modeling and results of Fire PRA. NUREG 2169 updated ignition

最近、⽕災PRAのモデル化と結果に影響

NUREGS ON FIRE

NUREGの影響

2017

frequencies, bins, and non-suppression probabilities. NUREG 2178 updated heat release rates for electrical cabinets. NUREG 2180を与える以下の3つの新しいNUREGが発

addresses updates to area wide incipient detection.

⾏され、各NUREGが⽤いられた時に気付

PRAS
EPM（⽶国）

かれた⼤きな傾向に関する議論について
These NUREGs were implemented in the recent update to Harris and Robinson Nuclear Plant Fire PRA models with clear trends and deltas

記載している。

from the values from NUREG 6850 . The purpose of this paper is to discuss larger trends noticed when each NUREG was implemented.
Finally,some of the fire modeling changes that were required to implement the NUREGʼs will be briefly covered with conclusions about their・NUREG-2169︓発⽕頻度、区分、おimpact to the model.

よび⾮消⽕確率の更新
・NUREG-2178︓電気盤の放熱率の更新
・NUREG-2180︓エリア全体の初期検知の更新

表３−２(14/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容Insights Gained from ⽕災PRAの発⽕頻 ANS_PSA

Fire Probabilistic Risk Assessments (FPRAs) continue to generate results that dominate the overall nuclear power plant risk profile. Historically ⽕災PRAの発⽕頻度ごとのリスクへの寄与

a Review of Fire PRA 度区分ごとのリスク

there have been many discussions, presentations, and reasons that have all generally made claims that the available consensus methods are のレビューから得られた知⾒について記載しRisk Contribution byへの寄与のレビュー

Ignition Frequencyから得られた知⾒

Bins

2017

generating unrealistic results. In 2013, an effort to illustrate this was presented using a plot of the percentage of plant fire risk contribution
Jensenfor each ignition frequency bin. A comparison of fire event frequency predicted by the FPRA models and actual fire events also indicated that

Hughes（⽶the analyses over-predicted the frequency of fire events with significant potential consequences. That insight led to industry efforts and NRC国）

tests that ultimately resulted in NUREG 2178 (and EPRI3002005578) [1].

ている。

This NUREG modified the consensus values for electrical cabinet heat release rates and introduced the obstructed plume. Various othermethodology and data changes have also occurred since 2013. These changes in FPRA data and treatments were predicted to have anotable impact on the calculated fire risk. An effort was undertaken to collect updated (current) fire risk metrics from the US nuclear powerindustry to re-assess the risk contribution, per ignition source, in light of developments in FPRA methodology and the larger number ofavailable FPRAs for review. The predicted frequency of high risk consequence fires is compared to NRC data regarding the actual number ofhigh risk fire events experienced to determine if theFPRA results are consistent with actual operational occurrences.

IS FIRE MODELING

⽕災モデル化は良く ANS_PSA

As state-of-the-art fire modeling tools such as Fire Dynamics Simulator (FDS) continue to evolve and hopefully progress with each version

GETTING BETTER?

なっているか︖ –release, curious minds ask “how much” though exact metrics are often difficult to quantify. It is generally accepted that software developers （FDS）の主なバージョンと、⽕災モデル– A COMPARISON

結果の傾向のためのare continuously refining their product both for improved functionality and accuracy, but also to take advantage of advances in computingが複製しようとしている既知の実験データと

OF RECENT FIRE

最近の⽕災⼒学シ JDM

hardware.

の間の⼀般的なV＆V⽕災モデルのベンチ

DYNAMICS

ミュレーターバージョ

Consulting

SIMULATOR

ンの⽐較

（⽶国）

2017

最近リリースされた⽕災⼒学シミュレータ

マークのアウトプットの⽐較について記載しA properly benchmarked fire modeling workflow may, and should in the authorʼs opinion, produce a comparison between the output fromVERSIONS FOR

FDS and known experimental data. This can be done using publicly available industry verification and validation (V&V) fire models.

RESULT TRENDS

However,historical trends are often not a typical interest of probabilistic safety assessment (PSA) fire modeling studies; often being left as
research or educational topics.
This paper will present a comparison of a common V&V fire modelʼs benchmarking outputs between recent major version releases of FDS
and to the known experimental data which the fire model is attempting to replicate. In addition, fire model execution time differences, ifany, between FDS versions on this same workstation, will be presented.

ている。

表３−２(15/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

LESSONS LEARNED ⽕災PRAにおける

ANS_PSA

アブストラクト

論⽂記載内容In 2013 the two subject plants submitted a License Amendment Request (LAR) to the NRC in support of adopting NFPA 805 as the new fire 初期検知システムを追加することによるリス

APPLYING NRC-

初期検知クレジット 2017

protection licensing basis under 10CFR 50.48(c). As part of the LAR, each plant committed to add Incipient Detection systems to a number ク削減クレジットを考慮して、これらのプラン

APPROVED

へのNRC認可⼿法

of low voltage electrical cabinets in order to reduce fire risk in some of the most significant areas. The risk reduction credit taken for these

METHODS FOR

適⽤の教訓

INCIPIENT

トで実⾏可能なリスク値を達成するためにFirstEnergy社 systems was calculated in accordance with FAQ 08-0046 as agreed upon by the industry and NRC.

必要な追加作業（追加で現場測定を⾏（⽶国）

い、NUREG-2169およびNUREG-

DETECTION

In July 2016 NRC issued a letter to NEI retiring FAQ 08-0046 in favor of NUREG-2180, which was still in draft at that time and for several 2178のガイダンスから新しい発⽕頻度とCREDIT IN FIRE

months after. The beneficial credit allowed by the NUREG for Incipient Detection systems was substantially less than that prescribed in the

放熱率を組み込み、追加修正を約束す

PRA

FAQ, and when applied caused a significant increase in CDF for both subject plants to the point of exceeding RG 1.174 risk criteria in the

る PRA解析及び影響を受けるエリアの詳Fire PRA models in use at the time. Discussions with NRC, followed by an additional RAI, effectively required each plant to incorporate this

細な⽕災モデル化の両⽅をさらに精緻化change in guidance before NRC would complete their review and issuethe NFPA 805 Safety Evaluation for each plant.

するための具体的な取り組み）について記載している。

This paper will describe the additional work which was required in order to achieve workable risk values for these plants in light of the
reduction in credit for incipient detection; specifically efforts to further refine both the PRA analyses as well as the detailed fire modeling in
the affected areas, including taking additional field measurements and incorporating new ignition frequencies and heat release rates fromthe guidance in NUREG-2169 and NUREG-2178, and committing to additional modifications. Discussion will also briefly cover the attendantschedule delays and cost increases.

LESSONS LEARNED ⽕災PRAの⼈間信 ANS_PSA

One of the key challenges in the evaluation of fire risk in a probabilistic risk assessment (PRA), especially with regard to its human reliability

⽕災の影響が⼈間⾏動の信頼性を⽀え

IN FIRE PRA HUMAN 頼性解析の教訓

2017

analysis (HRA) component, is how fire impacts affect performance shaping factors that underpin the reliability of human actions.

る⾏動形成要因にどのように影響するかに

JensenThis paper focuses on two lessons learned from such HRAs. The first discusses the impacts that a complete dependency level between

られた2つの教訓に焦点を当てて記載してHughes（⽶human actions may have on the modeling of main control room abandonment and its integration in the fire PRA. The second focuses on

いる。

国）

improving the modeling realism of time-sensitive actions by taking credit for hot short duration probabilities.

RELIABILITYANALYSIS

ついて、⼈間信頼性解析（HRA）から得1つ⽬は、⼈間の⾏動間の完全な依存レ
ベルが中央制御室退避のモデル化とその⽕災PRAへの統合に与える影響について説明する。
2つ⽬は、⽕災による短絡継続時間の確率を評価することにより、時間に敏感な⾏動のモデル化の改良に焦点を当てている。

表３−２(16/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容MODELING

最新のガイダンスを

ANS_PSAThe updated guidance for modeling Very Early Warning Fire Detection Systems (VEWFDS), also referred to as incipient detection, in

NUREG-2180で初期検知とも呼ばれる

INCIPIENT FIRE

使⽤した⽕災の初2017

NUREG-2180 replaces guidance found in FAQ 08-0046. To better understand the full impact of differences in guidance, the individual

早期⽕災検知警報システム

DETECTION WITH

期検知のモデル化

changes to the event tree approach from the FAQ are evaluated by solving the Fire PRA models for several nuclear power plants. Because（VEWFDS）のモデル化に関して、更新

incipient detection is often applied to fire scenarios with high CCDPs, changes in guidance are magnified.

されたガイダンスを使⽤した⽕災の初期検UPDATED

EPM（⽶国）GUIDANCE知のモデル化について記載している。
In some cases, detailed fire modeling of specific electrical cabinet and compartment configurations is required to isolate the exact impact of
the NUREG-2180 event trees. With the additional detail available from this approach, more refined results are obtained. From these generalcases, conclusions are presented for areas of future research and refinement.

MODELING THE

原⼦⼒発電所の⽕ ANS_PSA

This paper develops a methodology for “explcit” modeling of the interface between manual fire protection (i.e., manual fire detection and

INTERFACE OF

災PRAにおける⽕

suppression) and a Computational Fluid Dynamics (CFD) fire progression model, utilizing Fire Dynamics Simulator (FDS), in Fire Probabilistic シミュレータ（FDS）を使⽤して、⼿動に

MANUAL FIRE

災進展と⼿動の防PROTECTION

⽕活動のインター

ACTIONS WITH

フェースのモデル化

2017

Risk Assessment (PRA) of nuclear power plants (NPPs).
NPRE（⽶国）

原⼦⼒発電所の⽕災PRAで、⽕災⼒学
よる防⽕（つまり、⼿動による⽕災の検出と消⽕）とコンピュータ流体⼒学

A literature review revealed that there had been no research on developing an “explicit” interface between a CFD-based fire model and（CFD）とのインターフェースの明⽩なモデ

FIRE PROGRESSION

manual fire protection until very recently, when Kloos et al. integrated FDS with dynamic event trees and Human Reliability Analysis (HRA). ル化の⼿法の開発について記載している。

IN FIREThe research demonstrated in this paper has been conducted in an Integrated PRA (I-PRA) framework, i.e., an integration of classical PRA

PROBABILISTICof the plant and a simulation-based module, and therefore, using dynamic event trees is not applicable. However, to obtain a more accurate ⼿動消⽕はデータ駆動型アプローチによっ

RISK ASSESSMENT

and realistic estimation of fire-induced NPP risk, there is a need to account for (i) the performance of the plantʼs crew in manual detectionて対処されており、⼿動消⽕までの時間は

OF NUCLEAR

and suppression, and (ii) the interactions of the crew with the fire progression. In the existing Fire PRA methodology (NUREG/CR-6850),

⾮消⽕曲線（⽕災事象履歴から導出さ

POWER PLANTS

manual suppression is addressed by a data-driven approach, where the time to manual suppression is estimated by a non-suppression curve れた統計確率モデル）によって推定され- a statistical probability model derived from historical fire event data.

る。

Meanwhile, the interactions between manual suppression and fire progression are addressed through an implicit method based on the

FDSと⼿動防⽕との間の明らかなインター

competition between two separately computed time quantities for “time to target damage” and “time to fire suppression”. In theフェイスは、⼿動消⽕のためのデータ駆動

methodology introduced in this paper, the explcit interface between FDS and manual fire protection is developed using a data-driven model型モデルを使⽤して開発されている。

for manual suppression. To build this interface, the Heat Release Rate (HRR) curve, which is an input to FDS, is modified based on datadriven probability models of three timings associated with manual fire protection: time to fire detection, time to fire brigade response, andこのインターフェースを構築するために、

time duration of fire suppression.

FDSへの⼊⼒である放熱率（HRR）曲
線は、⼿動の防⽕に関連する3つのタイミ
ング（⽕災検知時間、消防隊応答時
間、および消⽕期間）のデータ駆動型確率モデルに基づいて修正される。

表３−２(17/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容A case study, using a typical NPP fire scenario, is conducted to demonstrate the implementation of the explicit interface and to illustrate theimpact that the interface can have on the results of Fire PRA. The results show that the fire-induced damage probabilities computed by the
I-PRA framework are smaller than those computed by the existing Fire PRA of NPPs (i.e., NUREG/CR-6850 methodology).

MOVING FORWARD

開発された⽕災

WITH DEVELOPEDPRAモデルで前進– 2017

ANS_PSA

After transition to the risk informed performance based fire protection or NFPA 805, US utilities encounter new challenges in using,

⽕災PRAモデルの使⽤、更新、およびアッupdating, and upgrading their fire PRA models for continuously supporting NFPA 805 implementation and other risk informed applications.

プグレードにおける新たな課題を克服する

FIRE PRA MODELS – モデル所有者の視A MODEL OWNERʼs

点

PERSPECTIVE

ために、3段階の⽬標の設定、各段階のSouthern

To overcome such challenges, it was proposed to set up three tier goals, identify technical skills/expertise to achieve each tier goal, and⽬標を達成するための技術スキル/専⾨知

Nuclear社

develop training programs to acquire the required technical skills/expertise.

識の特定、および必要な技術スキル/専⾨（⽶国）

知識を習得するためのトレーニングプログラ
The proposed approach will help US utilities in acquiring technical capabilities for dealing with the most urgent needs, or plant change

ムの開発提案について記載している。

evaluations for NFPA 805, as soon as practically possible and for gradually developing in-house technical capabilities for updating andupgrading their fire PRA models.

STATISTICAL

原⼦⼒発電所適

ANS_PSA

Since the publication of NUREG/CR-6850 in 2005, the US nuclear industry has sought to re-evaluate the default peak heat release rates

電気盤⽕災からの最⼤放熱率（HRR）

CHARACTERIZATIO

⽤のための電気盤

2017(HRRs) for electrical enclosure fires used as fire modeling inputs in fire probabilistic risk assessments (PRAs). An effort by the Electric Powerを推定する簡単な⼿段について記載してN OF HEAT

⽕災からの放熱率

RELEASE RATESの統計的特性評価 US.NRC（⽶FROM ELECTRICAL

Research Institute and Science Applications International Corporation in 2012 was not endorsed by the US Nuclear Regulatory Commission いる。
(NRC) for use in risk-informed, regulatory applications.

国）

NUREG/CR-6850の発⾏以降、⽕災

ENCLOSURE FIRES

Subsequently the NRC, with the National Institute of Standards and Technology, conducted tests for representative nuclear power plant

モデル化インプットとして、あまりにも保守的

FOR NUCLEAR

electrical enclosure fires to definitively establish more realistic peak HRRs. The results are statistically analyzed to develop two probabilisticであると考えられている電気盤⽕災の最⼤POWER PLANT

distributions for peak HRR per unit mass of fuel that refine the values from NUREG/CR-6850, thereby providing a fairly simple means to

HRRの再評価が求められていた。より現実

APPLICATIONS

estimate peak HRRs from electrical enclosure fires in support of fire PRA. Unlike NUREG/CR-6850, where five different distributions are

的な最⼤HRRを確⽴するために、代表的

provided, or NUREG-2178, which now provides , the peak HRRs for electrical enclosure fires can be characterized by only two distributions. な電気盤の⽕災のテストが実施され、テス
These distributions depend only on the type of cable, namely qualified vs. unqualified, for which the mean peak HRR per unit mass is

ト結果は、最⼤HRRの2つの確率分布を

essentially a factor of two different. Simulations using variable fuel loadings demonstrate how the results may be used for nuclear power

開発するために、統計的に解析された。電plant applications.

気盤⽕災の最⼤HRRは2つの分布のみで特徴付けられる。これらの分布は、ケーブルのタイプ、つまり認定済みと未認定のケーブ
ルのタイプのみに依存する。

表３−２(18/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容STATISTICAL

原⼦⼒発電所の電 ANS_PSA

Since publication of NUREG/CR-6850(EPRI/NRC-RES Fire PRA Methodology for NuclearPower Facilities) in 2005, modeling of fire growth to 原⼦⼒発電所の電気盤⽕災の最⼤放熱

CHARACTERIZATIO

気盤⽕災の最⼤放 2017

peak heat release rate (HRR) for electrical enclosurefires in nuclear power plant probabilistic riskassessment (PRA) has assumed an average率に達する時間の統計的特性評価についN OF THE TIME TO

熱率に達する時間

12-minute rise time.

て記載している。

REACH PEAK HEATの統計的特性評価 ⽶国

RELEASE RATE FOR

NUREG/CR-7197 (Heat Release Rates of Electrical Enclosure Fires [HELEN-FIRE]), published in 2016, has provided substantially more data NUREG/CR-6850の発⾏以降、電気

NUCLEAR POWER

from which to characterize this growth time. Probabilistic analysis yields distributions that enhance the original NUREG/CR-6850 results for

PLANT ELECTRICAL

both qualified and unqualified cables. The mean times to peak HRR are 13.3 and 10.1 min, respectively, with a mean of 12.4 min when all ち上がり時間は平均12分が想定されていENCLOSURE FIRES

data are combined, confirming that the original NUREG/CR-6850 estimate of 12 min was quite reasonable.

盤⽕災の最⼤放熱率（HRR）までの⽴る。

Statistical probabilistic analysis, shows that the time to peak HRR for qualified and unqualified cables can again be well represented by gamma NUREG/CR-7197は、この進展時間のdistributions. Simulations demonstrate that non-suppression probabilities, on average, are 30% and 10% higher than the use of a 12-min

データを提供し、確率論的解析により、

point estimate when the fire is assumed to be detected at its start and halfway between its start and the time it reaches its peak, respectively. 12分の推定は⾮常に合理的であったこと
This suggests that adopting a probabilistic approach enables more realistic modeling of this particular fire phenomenon (growth time).

が確認された。
統計的確率解析は、認定及び⾮認定ケーブルのHRRがピークになるまでの時間を、ガンマ分布で表すことができることを⽰しており、⾮消⽕確率は、12分の点推定
よりも平均でそれぞれ30％および10％⾼

THE “INCREDIBLE”「信じられない」こと

ANS_PSAいことを⽰している。
“Risk-informed” regulation is often an alternative to “deterministically-based” regulation that offers relaxation in criteria for acceptability while 決定論的ガイダンスが「信じられない」といDIFFICULTY OFを証明することの2017

possibly requiring greater analytical effort. “Risk-informed determinism” is an attempt to meld the best of both worlds by using risk

う⽤語で表される「最悪のケース」または

PROVING「信じられない」難し

information to set deterministic acceptance criteria a priori. A recent joint effort by the US Nuclear Regulatory Commissionʼs Office of「設計基準」の事故の概念に類似した基“INCREDIBILITY”

さNuclear Regulatory Research (RES) and Electric Power Research Institute (EPRI) originally endeavored to do this for several examples

準に従う場合に、リスク情報を決定論的ガ

EXAMPLE OF FIRE-

ー ⽕災による複数 国）

involving fire-induced multiple spurious operations (MSOs) in electrical circuits at nuclear power plants.

イダンスに変換することがどれほど難しいか

US.NRC（⽶INDUCED MULTIPLE の誤操作の例を⽰すために、NRC/RESとEPRIが提供

SPURIOUS

While a noble effort, this did not consider the actual distributions involved in the events, originally limiting the analysis to mean values and, in する⽕災による複数の誤操作例の再解析

OPERATIONS

some cases, qualitative considerations. A much more comprehensive and defensible approach is performed here where the probabilistic
distributions for all the factors are considered via simulation to meet quantitative acceptance criteria related to the concept of “incredibility”
that is often the figure of merit that must be met in a deterministic world. The effort demonstrates that it can be “incredibly” difficult toprove “incredibility” in this context.

In the spirit of that approach, this paper reanalyzes one of the original examples provided by RES and EPRI to show how difficult it can be totranslate risk information into deterministic guidance when that guidance is held to a standard analogous to the concept of “worst case” or“design basis” accidents, signified by the term “incredible.”について記載している。

表３−２(19/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名アブストラクト

論⽂記載内容NUREG-1921 Supplement 1 (to be published in 2017) provides qualitative guidance for how to address main control room abandonment

中央制御室退避に関連するタイミングの

DEVELOPMENT FOR 央制御室退避の⼈ 2017(MCRA) human reliability analysis (HRA) as a subset to HRA in a fire PRA. One of the key components of MCRA is the development of a

考慮事項及び、様々な時系列管理をたっ

MAIN CONTROL

間信頼性解析のた

timeline. In order to be consistent with the rest of the fire PRA, the analysis of MCRA scenarios must adhere to the same fundamental

た⼀つの中央制御室退避タイムラインに重ROOMめのタイムライン開

Jensenconsiderations as the fire PRA evaluation of fire areas and different fire scenarios, including timing considerations.

ね合わせるアプローチについて記載していABANDONMENT

発

Hughes（⽶TIMELINE

出典/著者所属
⽕災に起因する中 ANS_PSA

HUMAN

国）

る。
The concepts that the Time Available must exceed the Time Required and that the amount of exceedance impacts the reliability of the

RELIABILITY

action remain valid for MCRA. Even so, there are several differences, primarily additional considerations that must also be taken into account

ANALYSIS DUE TO

in order to ensure that the MCRA actions are both feasible and reliable.

FIRE CONDITIONS
The purpose of this paper is to describe the timing considerations associated with MCRA, and to present an approach to overlay the various
timing sources (timelines) into a single MCRA timeline.

UPDATES TO THE

試験的適⽤から⽣ ANS_PSA

EPRI has recently developed a new methodology for assessing the risk from seismic-induced internal fires and floods (SIFF). Before

EPRIは最近、地震による内部⽕災と溢EPRI SEISMIC-

じるEPRIの地震に 2017

publishing the methodology, it is being subjected to a number of pilot applications. The SIFF methodology was developed over a two year

⽔（SIFF）のリスクを評価するための新しperiod and, while not yet published, is summarized in a paper presented at ICONE in July 2017 [Amico, Macheret, and Kassawara, “Anい⼿法を開発した。

INDUCED FIRE AND よる⽕災と溢⽔⼿
FLOOD

JensenAdvanced Method for Evaluating Risk from Seismically-induced Fires and Floods”]. There are a number of ongoing pilot applications of thisMETHODOLOGY

Hughes（⽶methodology, by Duke Energy, Southern Nuclear, DC Cook, and Callaway, some of which are reported in other papers at ANS_PSA 2017.

RESULTING FROM国）

PILOT APPLICATION

法の更新

⼿法を公開する前に、多くの試験的適⽤がなされており、試験的適⽤の結果としThis paper reports on the changes that are being made to the methodology as a result of the pilot applications. Although the pilots have notて、⼿法に加えられた変更について記載しyet been completed, a number of insights have already been coming in and are discussed in this paper. By the time of the conference, theている。

first pilots will have been completed and the conference presentation will present even further enhancements to the methodology right up to
the date of the conference.

表３−２(20/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属
PSAM 14

アブストラクト

論⽂記載内容Application of Fireシステム信頼性基

PSA is a key part of a NPP licensing process. It considers the elaboration and updating of probabilistic models that estimate the risk

今⽇紹介されているPSAが設計ツールと⾒

PSA in Defining
System Reliability

準の明確化における (2018)

associated to operation, allowing the risk monitoring from the design to the plant decommissioning, for both operational as regulatory

なされるかどうかについては疑問があり、⽕⽕災PSAの適⽤︓

matters. Despite its maturity, there is doubt about whether PSA as presented today can be considered as a design tool. Therefore, theCriteria:Detection

I＆C電気盤室の検 CTMSP（ブラジ presentation of cases in which PSA was used in the design phase represents an important contribution to such discussion.

災PSAを設計要件の明確化に適⽤するケーススタディの紹介について記載していand Suppression

知および消⽕システ ル）る。

Systems in I&Cム

In this context, this paper presents a case study in which PSA is applied to the definition of design requirements. Thus, given a predefinedElectrical Panelrisk acceptance criteria, the reliability characteristics for the fire detection and suppression systems in two instrumentation and control (I&C)

Roomelectrical panel rooms were established. In order to do so, based on the method for the detailed fire modeling presented by U. S. Nuclear
Regulatory Commission (USNRC) in NUREG/CR-6850, a probabilistic model was developed and fed with data from simulations performed ina Computational Fluid Dynamics (CFD) model, and from the Conditional Core Damage Probabilities (CCDP) obtained from the Plant Response
Model (PRM) of the Fire PSA for the plant.

Application of SPAR-

⽕災⼈間信頼性

PSAM 14Fire Human Reliability Analysis (HRA) is an important part of and an input to the fire Probabilistic Safety Assessment (PSA), which evaluates

⽕災HRAのバックグラウンドの紹介、およびH Method in Fire

解析における(2018)

the reliability of the human diagnosis and execution in the fire scenarios qualitatively and quantitatively. Fire HRA can derive the failure

⼈間の応答プロセスと⽕災シナリオの特Human Reliability

SPAR-H法の適⽤

probabilities of the human actions, namely human error probabilities (HEPs). Based on the NUREG-1921 and the practical application

性、誤警報に対する望ましくない⼈間のAnalysis

CNNC(中国） experiences, SPAR-H method is chosen in this paper to analyze the human actions in fire HRA. SPAR-H is relatively simple in its
quantification process and its ８ performance shaping factors (PSFs) well reflect the human performance in the fire scenarios.

応答の特定、および⽕災特有の特性を考慮した8つの⾏動形成要因（PSF）の選定について記載している。

The paper firstly introduces the background of fire HRA, and it describes the human response process and the characteristic in the fire

8つの⾏動形成要因（PSF）︔利⽤可

scenarios, the identification of undesired human responses to spurious alarms, and the selection of 8 PSFs considering the fire-specific

能時間、ストレス、複雑さ、経験/訓練、

characteristics. Finally, it provides an example to show the quantification of the human actions in a fire scenario with SPAR-H method.

⼿順、⼈間⼯学/ヒューマンインターフェイ
ス、職務適性、作業プロセス
また、SPAR-Hメソッドを使⽤した⽕災シナ
リオでの⼈間の⾏動の定量化を⽰す例も記載している。

表３−２(21/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)アブストラクト

論⽂記載内容Estimation of Fire

論⽂名
低出⼒および停⽌

PSAM 14

出典/著者所属

In this paper, the method for quantification of fire frequency at LPSD (Low power and shutdown) operation is presented. To reflect system

LPSD（低出⼒および停⽌時）運転でのFrequencies in Low

時⽕災PRAにおけ(2018)alignment in fire frequency, LPSD period is classified by POS (Plant operating states : classified operation modes at LPSD operation) .

⽕災頻度の定量化の⽅法について記載しCalculation method is divided into two cases depending on whether the unavailable equipment are considered or not. Each methods haveている。

Power and Shutdown る⽕災頻度の推定
fire Probabilistic Risk

KEPCO(韓Assessment国）

opposite characteristics in terms of conservatism and convenience.
LPSD期間はPOS（プラントの運転状
態︓LPSD時の運転モードの分類）によって分類される。

Insights from

英国ABWRの基本 PSAM 14

An Internal Fire PSA (FPSA) model was developed for the UK ABWR generic design aspart of the full scope PSA. The FPSA was peer

英国ABWRの基本設計段階における内Internal Fire PSA of

設計段階における

reviewed against ASME/ANS RA-Sb-2013. The FPSA for the reactor included Level 1 and Level 2 analyses at Power, as well as a Level 1

部⽕災PSAに関して、複数区画のシナリオ(2018)UK ABWR in Generic 内部⽕災PSAから
Design Phaseの知⾒scoping analysis for selected Shutdown Plant Operational States (POSs). A Level 1 scoping analysis of Spent Fuel Storage Pool (SFP) was also を扱うためのアプローチの紹介、および⽕災
⽇⽴-GE（⽇conducted. NUREG/CR-6850 and NUREG/CR-7114 as well as related guidance/data were applied.

本）

PSAの結果と知⾒と同様に保守性、およびリスクに基づいた改善点を削減する⽅法

These guidance documents are generally intended for application to an operating plant rather than a plant in design phase. The applicationof the guidance within a new-buildplant generic design brought certain local challenges. Simplified and conservative approaches were initiallyadopted to overcome these challenges as well as some novel approaches for dealing with multi-compartment scenarios. This paper
introduces these approach and then focuses on the methods to reduce the conservatisms as well as the FPSA results and insights, and riskinformed improvements.

について記載している。

表３−２(22/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

Monte Carlo

NUREG/CR

PSAM 14

Simulation of

6850附則Lモデル (2018)

NUREG/CR 6850のモンテカルロシミュ

アブストラクト

論⽂記載内容In the absence of an existing verified and validated computational tool to determine the probability of damage to a target set of components

NUREG/CR-6850附則Lで提案された

due to a Main Control Board (MCB) fire, a method was proposed in NUREG/CR-6850 Appendix L.

⼿中央制御盤⽕災による機器損傷確率決定⼿法のモンテカルロシミュレーション及Appendix L Model for レーションと中央制

JacobsenThis method has the advantage that it reduces analysis of a potentially large number of MCB fire scenarios to consideration of a limited

Main Control Board

御盤の⽕災とそのAnalytics（英 number of individual target sets of critical MCB components/cables with each target set being defined only by a single parameter, theFires and Resulting

結果の知⾒

国）

びその適応性と以下における使いやすさの実証について記載している。

maximum separation distance (d) between them.

Insightsa）最新の盤発熱率プロファイルと⾮消⽕This paper describes a Monte-Carlo simulation of the Appendix L method and demonstrates its flexibility and ease of use to: a) address the

確率に対する取り組み。

updated cabinet heat release rate profiles and non-suppression probabilities proposed in NUREG-2178 and NUREG-2169 respectively, b)b) 盤の後部に発⽕源またはケーブルトレ

propose a practical solution for evaluating specific MCB configurations where ignition sources or cable raceways may be present in rear

イがある特定のMCB形状を評価するため

sections of the cabinet as identified in FPRA FAQ 14-008 and c) evaluate the benefit of solid metal partitions within the MCB in an integrated の実⽤的な解法の提案。
fashion.

c）MCB内の固体⾦属仕切りの利点の統合評価。

As part of this process, the Monte Carlo approach is benchmarked against NUREG/CR-6850 Appendix L and a related NEI Task Force White
Paper which is currently undergoing review. The full paper presents some improvements to the NUREG/CR-6850 approach based on

このプロセスの⼀部として、モンテカルロアプ

insights from the benchmarking exercise.

ローチは、NUREG/CR-6850附則Lおよび現在レビュー中の関連するNEIタスク
フォース⽩書に対してベンチマークされており、ベンチマークの実施から得られた知⾒に基づいて、NUREG/CR-6850アプローチのいくつかの改善点が⽰されている。

Uncertainty Analysis ラテン超⽅格法とIt has been proved that fire accident frequency in nuclear power plants is higher than we thought it was and fire accidents have a huge

過去の電気盤⽕災では単⼀の⽕災シナリ

For Input

CFASTの結合によ (2018)

PSAM 14significant impact on the safety of nuclear power, so it is extremely necessary to analyze fire risks. Electrical cabinets are one of the mostオのみが考慮されていたため、⽕災の燃焼

Parameters Of

る電気盤⽕災シミュ

important fire ignition sources in nuclear power plants, since there are normally many combustible cable bundles inside them. When fireと伝播に関連する不確実性は無視されてElectrical Cabinet

レーションの⼊⼒パ

modeling has been performed in nuclear power plants, past studies have only considered a single fire scenario, which means that theいる。 電気盤⽕災シナリオのシミュレーショ

Fire Simulation By

ラメータの不確定性 ⼤（中国）

uncertainties associated with fire combustion and propagation are ignored.

ンに基づいて、ラテン超⽅格法とソフトウェ

Coupling Latin

解析

中国科学技術アCFASTを組み合わせることによる、⽕災

Hypercube Sampling

The paper is based on electrical cabinet fire scenario simulations in nuclear power plants and analyze the uncertainty of input parameters

検知と⽕災燃焼に関連する⼊⼒パラメー

And CFAST

related to fire combustion and fire detection by coupling Latin Hypercube Sampling and software-CFAST. Statistic results can be used for

ターの不確実性の解析について記載していquantitative analysis in Fire Probabilistic Safety Assessment.

る。

表３−２(23/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容An Integrated

基本的な故障メカ

Reliability

In this research, an Integrated Probabilistic Risk Assessment (I-PRA) methodological framework for Fire PRA is developed to provide a unified マルチレベルの確率論的統合を提供する

Methodology for

ニズムの原⼦⼒発

Engineering

multi-level probabilistic integration, beginning with spatio-temporal simulation-based models of underlying failure mechanisms (i.e., physical

ために開発されている⽕災PRAに関する統

Spatio-Temporal

電所⽕災PRAへの and System

phenomena and human actions), connecting to component-level failures, and then linking to system-level risk scenarios in classical PRA.

合確率論的リスク評価（I-PRA）の⽅法

Incorporation of

時空間的組⼊れの Safety

Underlying Failure

ための統合⼿法(2017)

Mechanisms into Fire論的な枠組みについて記載している。
The simulation-based module, called the Fire Simulation Module (FSM), includes state-of-the-art models of fire initiation, fire progression,
post-fire failure damage propagation, fire brigade response, and scenario based damage. Fire progression is simulated using a CFD code, Fire I-PRAは、基本的な故障メカニズムの時

Probabilistic Risk

イリノイ⼤（⽶Dynamics Simulator (FDS), which solves Navier-Stokes equations governing the turbulent flow field. Uncertainty quantification is conducted 空間シミュレーションベースのモデルから始ま

Assessment of国）

to address parameter uncertainties.

Nuclear Power Plants

り、機器レベルの故障に接続し、次に従来のPRAのシステムレベルのリスクシナリオにリ

The I-PRA paves the way for reducing excessive conservatisms derived from the modeling of (i) fire progression and damage and (ii) the

ンクする。

interactions between fire progression and manual suppression. Global importance measure analysis is used to rank the risk-contributing
factors. A case study demonstrates the implementation of I-PRA for a regulatory-documented fire scenario.

シミュレーションベースのモジュールには、⽕災の開始、⽕災の進展、⽕災後の破損被害の伝播、消防隊の対応、およびシナリオに基づく被害の最新モデルが含まれている。 ⽕災の進展は、乱流場を⽀配するナ
ビエ・ストークス⽅程式を解くCFDコードの⽕災⼒学シミュレータ（FDS）を使⽤してシミュレートされる。

表３−２(24/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容CANDU FIRECANDUの⽕災

CNL

Fire Probabilistic Risk Assessment (PRA) is being introduced to the fire protection engineering practice both locally and worldwide. The

CANDU原⼦⼒発電所に適⽤される⽕PROBABILISTIC

PRAモデル

NUCLEARcommercial nuclear power industry has also experiencing the impact of this new approach. This paper examines the work performed to

災モデルの相対的な精度を評価するため

RISK ASSESSMENT

REVIEW

assess the relative accuracy of fire models for CANDU nuclear power plant (NPP) applications. The Canadian NPP uses some portions ofに実⾏された作業の検証につき記載してい(PRA) MODEL(2017)NUREG/CR-6850 in performing fire PRA. Canadian fire ignition frequencies have been provided by International Fire Data Exchange

る。

Project.
カールトン⼤（カナダ）

カナダの原⼦⼒発電所は、⽕災PRAの実The CANDU Fire PRA Model can quantitatively evaluate plant damage states and core damage frequencies. This model will assist fire

施にNUREG/CR-6850の⼀部を使⽤

engineers in performing CANDU Fire PRA analysis, by recognizing vulnerabilities related to fire events and will contribute to further

している。 カナダの⽕災発⽕頻度は、国

improvement of the

際⽕災データ交換プロジェクトによって提供

Canadian NPPsʼ safety.

されている。
CANDU Fire PRAモデルは、プラントの損

Canadian nuclear power plants (NPPs) use some portions of NUREG/CR-6850 (EPRI/NRC-RES Fire PRA Methodology for Nuclear

傷状態と炉⼼損傷頻度を定量的に評価

PowerFacilities) in performing fire Probabilistic Risk Assessments (PRAs). Additional research is required to assess the applicability of

できる。

NUREG/CR-6850 to CANDU reactors. The generic fire ignition frequencies provided in NUREG/CR-6850 reflect the experiences of U.S.based companies. However, there are differences in systems, structures, and components when comparing CANDU reactors to U.S.
reactors. Some fires that are negligible in light-water reactors and are screened out by NUREG/CR-6850 may have more significant
consequences in CANDUreactors. CANDU uses a heavy-water moderator and heavy-water coolant, whereas the U.S. reactors mainly use
light water .
An evaluation of the applicability of NUREG/CR-6850 to CANDU reactors must include an assessment of the adequacy of using the fire safe
shutdown analysis list of credited structures, systems, and components (when prepared in accordance with the requirements ofCanadianStandards Association “Fire Protection for CANDU Nuclear PowerPlants” (CSA N293-07)) for use in the fire PRA (when prepared inaccordance with the requirements of NUREG/CR-6850).
The evaluation must also include a review of NUREG/CR-6850 applicability to the Canadian Nuclear Safety and Control Act and the General
Nuclear Safety and Control Regulations, and CSA N293-07 .

Estimation of Fire更新された⽕災事

KoreanFire ignition frequencies were previously developed in the NUREG/CR-6850 and revised in Supplement 1 to NUREG/CR-6850. The fire

⽕災事象データベース（FEDB）の更新

Ignition Frequency

象データベースを⽤

Nuclearignition frequencies published in NUREG/CR-6850 and Supplement 1 incorporate fire event experience through the year 2000. In

されたデータ︓NUREG-2169を使⽤しfor Domestic NPP

いた国内原⼦⼒発 Society

January, 2015, EPRI published the updated fire events database (FEDB): NUREG-2169.

ているHanul（以前のUlchin）3＆4のUsing the Updated

電所の⽕災発⽣頻 Autumn

Fire Event Database

度の推定

⽕災発⽕頻度の計算結果を記載していMeeting

As there is no FEDB for domestic nuclear power plants (NPPs), FEDB of USA has been used for the estimation of fire frequencies for them.

(2017)Up to now, EPRI report, NUREG/CR-6850, or Supplement 1 to NUREG/CR-6850 was used for the estimation of fire frequencies for the fire
PSA works of domestic NPPs. This paper presents the calculation results of fire ignition frequencies for Hanul(formerly Ulchin) 3&4 using

PNE（韓国）the updated FEDB data, NUREG-2169.

る。

表３−２(25/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容Experimental and

機械換気条件下で The 20th

The performance-based standard for fire protection was first proposed for light water reactor electric generating plants in NFPA-805. The

機械換気の下で多層ケーブルトレイの⽕

Numericalの多層ケーブルトレ

Pacific Basinzone model is considered as a main option for fire safety analysis in nuclear power plant. Cable fire is one of the most common hazards in

災をシミュレートするゾーンモデルソフトウェア

Simulation Study on

イ⽕災に関する実Nuclearnuclear power plant. The structure of multi layer cable trays fire is a challenge for simulation by zone model. At the same time, theの信頼性の調査について記載している。

Multilayer Cable験に基づく数値シ

Conference

mechanical ventilation has significant effects on the fire process.

Trays Fire Under

ミュレーション研究(2017)

Mechanically

4層ケーブルトレイの⽕災実験が、機械換
Therefore, the focus of this paper is to investigate the reliability of zone model software simulating the multi layer cable trays fire under

Ventilated Conditions

気のある限定された部屋で⾏われ、ケーブ

中国科学アカデ mechanical ventilation. Fire experiments of four-layer cable trays were conducted in a confined room with mechanical ventilation. The

ルトレイの質量損失率、天井の噴流温ミー（中国）

mass loss rate of cable trays, the ceiling jet temperature, and the vertical temperature distribution in the room were recorded during the

度、室内の垂直温度分布が、ケーブルの

cable burning. According to the measured vertical temperature profile under mechanical ventilation, it is found that the fire room can be

燃焼中に記録された。

divided into upper hot layer and lower cool layer, which is conformed to the basic assumption for two-zone model.
機械換気下で測定された垂直温度プロ
Therefore, the zone fire model CFAST (Consolidated Model of Fire Growth and Smoke Transport), was used to simulate the multi layer cable ファイルによると、⽕災室は上部⾼温層とtrays fire under mechanical ventilation. Comparing the predicted ceiling jet and upper layer temperatures with experimental data, it is

下部低温層に分割でき、2ゾーンモデルのshown that CFAST has good prediction on multi layer cable trays fire under mechanical ventilation. By setting each layer of cable tray as

基本的な仮定に適合しているため、ゾーン

one fire source, CFAST can catch the burning characteristics of multiple-layer cable tray fire.

⽕災モデルCFAST（⽕災成⻑と煙移動の統合モデル）が、機械換気下での多層ケーブルトレイの⽕災をシミュレートするために使⽤された。
予測された天井噴流と上層の温度を実験データと⽐較すると、CFASTが機械換気下での多層ケーブルトレイの⽕災について
良好な予測を持っていることが⽰されている。

FIRE PRA MATURITY ⽕災PRAの成熟とU.S.NRC

Fire PRA has often been characterized as being less mature and less realistic than internal events PRA. Perceptions of immaturity can affect

⽕災PRAは、内部事象PRAよりも成熟度

AND REALISM: A

現実︓改善のため(2015)

stakeholdersʼ use of fire PRA information. Unrealistic fire PRA results could affect fire-safety related decisions and improperly skew

が低く、現実的でないとしばしば特徴付け

DISCUSSION ANDの議論と提案

comparisons of risk contributions from different hazards.

られているため、いくつかの重要な指標を特SUGGESTIONS FOR

US. NRC（⽶IMPROVEMENT国）

定することによる成熟度の技術的な課題
In this paper, we address the issue of technical maturity through the identification of a number of key indicators and the issue of realismへの対処、および⽕災PRAの結果と運転

through quantitative and qualitative comparisons of fire PRA results with operational event data.

データを定量的および定性的に⽐較することによる現実の課題への対処について記載

Based on our analysis, we judge that fire PRA is in an intermediate-to-late stage of maturity (albeit less mature than internal events analysis) している。
and that fire PRAs, as performed using current guidance, may be providing conservative quantitative results. However, our results cannot
confidently support estimates of the degree of conservatism. We also observe that the qualitative results of fire PRAs are generally consistent
with operational experience. We conclude with a number of suggestions for activities to enhance fire PRA realism.

表３−２(26/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容Fire PRA Maturity

⽕災PRAの成熟度 U.S.NRC

Fire PRA has been characterized as being less mature and less realistic than internal events PRA. Perceptions of immaturity can affect

いくつかの重要な指標を特定することによand Realism: Aと現実︓技術的評 (2017)

stakeholdersʼ use of fire PRA information. Unrealistic fire PRA results could affect fire-safety related decisions and improperly skew

る成熟度の技術的な課題への対処、およcomparisons of risk contributions from different hazards.

び⽕災PRAの結果と運転データを定量的Technical Evaluation 価
US. NRC（⽶国）

および定性的に⽐較することによる現実のIn this paper, we address the issue of technical maturity through the identification of a number of key indicators and the issue of realism

課題への対処について記載している。

through quantitative and qualitative comparisons of fire PRA results with operational event data.
Based on our analysis, we judge that fire PRA is in an intermediate-to-late stage of maturity (albeit less mature than internal events analysis)
and that fire PRAs, as performed, may be providing conservative quantitative results. However, our results cannot confidently support
estimates of the degree of conservatism. We also observe that the qualitative results of fire PRAs are generally consistent with operational
experience.
Many of the key issues affecting analysis realism are being addressed by ongoing NRC and industry work; however, we identify a number of
additional topics needing work. We note that many PRA practitioners (not just for fire PRA), while recognizing that analysis realism isdesirable in principle, see conservatism as an acceptable approach for dealing with uncertainty in practical analyses. Attempts to changesuch attitudes and beliefs need to be well-targeted and sustained, and success is not guaranteed.

Fire Probabilistic

原⼦⼒発電所の⽕ CSNI

The purpose of the present paper, CSNI Technical Opinion Paper No. 17: Fire Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants, is to 原⼦⼒発電所の運転経験、特にNEA⽕

Safety Assessments

災PSA︓2019年 Technicalfor Nuclear Power

更新

Plants: 2019 Update

provide the current international view on the state of fire PSA as performed in support of nuclear power plant design and operation. The

災事故記録交換データベースプロジェクト

Opinion Paper viewpoints and perspectives contained in this technical opinion paper (TOP) are the result of the work of the WGRISK task group, which（NEAFIRE）内で収集および解析され(2019)

includes experts on the subject of fire PSA. The report is also based on the results of an international workshop on fire PRA, organised by

た⽕災事象に関する考慮について記載し

WGRISK in 2014 and documented in the “Proceedings of International Workshop on FirePRA” (NEA, 2015).

ている。

This paper takes into consideration operating experience in nuclear power plants , particularly with regard to fire events that were collected

また、⽕災関連の実験的NEAプロジェク

and analysed within the NEA Fire Incidents Records Exchange Database Project (NEAFIRE). In addition, consideration has been given to

ト、より具体的には、基本的な⽕災伝

recent results from fire-related experimental NEA projects, more specifically the Fire Propagation in Elementary, Multi-room Scenarios

播、複数区画シナリオPRISMEプロジェク

OECD/NEAPRISME project, and PRISME, which takes into account fire behaviour and spreading in nuclear specific complex geometries under different ト、および異なる境界条件下での原⼦⼒
boundary conditions. The NEA High Energy Arcing Fault (HEAF) project also provides insights on high energy arcing faults with the potential 特有の複雑な形状での⽕災の挙動と拡of ensuing fires.

散を考慮したPRISMEからの最近の結果について記載している。

表３−２(27/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名
Methodological and

出典/著者所属
統合された確率論

Practical Comparison 的リスク評価（I-

アブストラクト

論⽂記載内容Nuclear

Nearly half of the U.S. nuclear power plants (NPPs) are in the process of transitioning, or have already transitioned, to a risk-informed,

既存の原⼦⼒発電所の⽕災PRAと⽐較

technology

performance-based fire protection program. For this transition, Fire Probabilistic Risk Assessment (Fire PRA) is used as a foundation for Fire

して、統合PRA（I-PRA）における⽅法

of Integrated

PRA）と原⼦⼒発 (2018)

Risk Evaluation (FRE). To increase realism in Fire PRA by reducing the conservative bias, the authors have developed an Integrated PRA (I- 論的な進歩の分野について記載している。

Probabilistic Risk

電所の既存の⽕災

PRA) methodological framework that does not require major changes to the existing plant PRAs.

Assessment (I-PRA)

PRAとの⽅法論的with the Existing Fire および実際的な⽐PRA of Nuclear

イリノイ⼤（⽶国）

較Power Plants

I-PRA枠組みによって計算された選択さThe underlying failure mechanism models associated with fire events are developed in a separate module, which can be interfaced and

れたシナリオの 炉⼼損傷頻度は、「区画connected with the existing plant PRA. This paper explains the areas of methodological advancements in I-PRA, comparing them with the

全焼」スクリーニング法および既存の⽕災

existing Fire PRA of NPPs.

PRA⼿法の結果と⽐較される。

This comparison is further demonstrated in a realistic case study that applies the I-PRA framework to a critical fire-induced scenario at a

I-PRA枠組みを使⽤すると、選択されたシnuclear power plant. The core damage frequency for the selected scenario, computed by the I-PRA framework, is compared with the

ナリオの炉⼼損傷頻度は、「区画全焼」ス

results of the “full compartment burn” screening method and the existing Fire PRA methodology.

クリーニングアプローチと⽐較して20倍、NUREG/CR-6850および個々のステップ

Using the I-PRA framework, the core damage frequency for the selected scenario has decreased by a factor of 20 compared with the “fullのデータと⽅法を更新した後続のNUREG

compartment burn” screening approach, and by a factor of 2 compared to the existing Fire PRA methodology based on the NUREG/CR-に基づく既存の⽕災PRA⼿法と⽐較して6850 and the subsequent NUREGs that updated the data and methods for individual steps.

2倍減少した。

⽕災成⻑と煙移動の統合（CFAST）を

Multi-compartment

CFASTを使⽤した Korean

CDF of level 1 fire PSA is expressed as multiplication of fire frequency, severity factor, non suppression probability and conditional coreFire Modeling for

開閉器室の複数区 Nuclear

damage probability (CCDP) . New fire PSA method (NUREG/CR-6850) requires that the severity factor isto be calculated by fire modeling. If 使⽤した開閉器室の複数区画⽕災のモ

Switchgear Room

画⽕災のモデル化

Societyfire modeling is not performed, the severity factor should be estimated as one conservatively. Also, the possibility of the damages ofAutumncomponents and cables located at adjacent compartments should be considered. Detailed fire modeling of multi-compartment fires refers to

Meeting

the evaluation of fire-generated conditions in one compartment that spread to adjacent ones . In general,the severity factor for multi-(2015)

compartment fire scenariois smaller than that of single compartment scenario.

KAERI（韓Preliminary quantification of Hanul Unit 3 fire PSA was performed without fire modeling. As a result of quantification, multi-compartment国）

scenario, fire propagation scenario from switchgear room (SWGR) A to SWGR B, is one of significant contributor to the CDF. In this study,

using CFAST

fire modeling of multi-compartment was performed by Consolidated Fire Growth and Smoke Transport (CFAST) to identify the possibility offire propagation.

デル化について記載している。

表３−２(28/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容Preliminary

起因事象フォールト Korean

An internal fire event probabilistic safety assessment (PSA) model has been generally developed by modifying a pre-developed internal event 起因事象フォールトツリーが定量化結果にQuantification of a

ツリーを使⽤した⽕ Nuclear

PSA model. Some fire-induced accident scenarios have their own unique accident sequence logics that not covered in the internal event

影響するかどうかの知⾒を得るために、起PSA model, and therefore, these have been separately developed and incorporated into the fire PSA model.

因事象イベントツリーの有無で原⼦⼒発Fire PSA Model Using 災PSAモデルの予Society

Initiating Event Fault 備定量化

AutumnTrees

Meeting

One more thing to note about the fire PSA model is that a single fire event within a fire compartment or fire scenario can cause multiple(2017)

initiating events. For instance, a fire in a turbine building area can cause both the loss of the main feedwater and loss of off-site power

電所の⽕災PSAモデルの定量化結果の⽐較について記載している。

initiating events. With reference to the recent studies, fire-induced initiating events are modeled using fault tree analysis technique by

稀な事象の近似により、⽕災誘発の起因

KAERI（韓modifying the mitigating system fault trees of the pre-developed internal event PSA model, and applied to the fire PSA model to resolve

事象のフォールトツリーを使⽤すると、起因国）

multiple initiating event issues of a fire PSA model.

事象フォールトツリーの⼤きさに応じてCDFの結果が変化する可能性があることが分

In this study, we compared the quantification results of fire PSA models for a reference nuclear power plant with or without initiating event

かった。

fault trees to get an insight into whether and how initiating event fault trees affect the quantification results.Through the comparative study,
we found that the use of fire-induced initiating event fault trees can entail changes in the CDF results depending on the sizes of initiating
event fault trees because of the rare event approximation. Further studies should be conducted to check quantification effects on otherinitiating events.

Spatiotemporal

エージェントベースの ASME Journal To advance Emergency Response (ER) modeling in Probabilistic Risk Assessment (PRA), this research offers a new methodology that

原⼦⼒発電所の内部⽕災の緊急時対応

Integration of an

第⼀応答者パof Risk andexplicitly incorporates the spatiotemporal evolution of underlying physical and social phenomena and their bidirectional interactions. While（ER）モデル化に関して、既存の研究のAgent-Based First

フォーマンスモデルとUncertainty

this methodology is applicable for various ER scenarios on different spatial and temporal scales, this paper focuses on advancing ER modeling 徹底的なレビューとカテゴリー化、および共Responder

原⼦⼒発電所のin

for a Nuclear Power Plant (NPP) internal fire.

Performance Model

PRAのための⽕災ハ Engineeringwith a Fire Hazard

ザード伝播モデルの有された地理情報システム（GIS）ベースの空間シミュレーション環境を介して、最Systems Part This paper provides a thorough review and categorization of existing studies on internal fire ER modeling for NPPs and highlights the

初の対応者のパフォーマンス（FRP）の

Propagation Model for 時空的統合

Bcontributions of this research. This paper then develops a new methodology for fire ER modeling by integrating an agent-based model of

エージェントベースモデルと⽕災ハザード伝

Probabilistic Risk

(2019)First Responder Performance (FRP) with a Fire Hazard Propagation (FHP) model through a shared Geographic Information System (GIS)-播（FHP）モデルを統合することによる⽕based spatial simulation environment.

災ERモデル化の新しい⼿法の開発についAssessment of
Nuclear Power Plants

イリノイ⼤（⽶国）て記載している。
This research is the first to explicitly incorporate space (in addition to time) into the FRP modeling within ER modeling of NPP Fire PRA. In
addition, this research develops a GIS-based interface between FRP and FHP that has the capability of transferring both spatial and temporal

この⼿法は、原⼦⼒発電所の⽕災PRAの

information in a bidirectional way. Although this paper is focused on a fire ER scenario, the new methodology developed in this paper can

ERモデル化内において、FRPモデルに時間

contribute to modeling external control room human performance in other contexts, such as Diverse and Flexible Coping Strategy (FLEX),に加えて空間が組み込まれている。さらに、

maintenance, and offsite first responders in Level 3 PRA.

双⽅向の⽅法で空間と時間の両⽅の情報を転送する機能を備えているFRPとFHPの間のGISベースのインターフェイスを有する。

表３−２(29/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容FIRE PROTECTION

⽇本における防⽕の SMiRT 24

The Great Eastern Japan earthquake and tsunami of 2011 resulted in significant earthquake and tsunami related analyses, regulations, and 過去5年間に⽇本の原⼦⼒発電所で防IMPLEMENTATION

実施と原⼦⼒の再 (2017)

physical plant changes. During this period, the Japan Nuclear Regulatory Authority (NRA) enacted several new requirements prior to restart ⽕解析を⾏った際に得られた知⾒の概要

AND THE RESTART

稼働

including new fire protection requirements (Japan NRA fire protection rule (No.1306195) dated June 19, 2013 [11]). In addition toを記載している。

OF NUCLEAR

Appendix R

compliance with the new NRA fire protection rule which is similar to US 10CFR50.48, Appendix R [2] requirements, the NRA has

POWER IN JAPAN

Solutions(⽶established an expectations that utilities will also develop Fire PRAs for each site. The Japanese have made significant improvements in this

これには、決定論的/再稼働の安全性評国）

area in a relatively short period of time.

価の実施、プラント固有の⽕災ハザード解74p

析の開発、および新しい⽇本原⼦⼒規制This paper provides a summary of insights gained in during the last five years doing fire protection analyses at Japanese nuclear power
plants, which include conducting deterministic/restart safety evaluations, development of plant-specific fire hazards analyses, and forcompliance with new Japan Nuclear Regulatory Authority rule (No. 1306195 [11]). These analyses have provided a solid foundation fromwhich to begin Fire Probabilistic Risk Assessment (FPRA).
At this stage, Japanese plants will be expected to both deterministically comply and have a FPRA that provides an overview of plant-specificrisk. This includes three fundamental tasks: detailed deterministic reviews for all operating modes, the development of Fire PRAs (FPRAs),
and an assessment and disposition of variances from deterministic requirements (VFDRs). Deterministic reviews provide a baseline review of
the new fire protection program against the requirements of the NRA fire protection rule (No. 1306195 [11]) and identify VFDRs.
Resolutions to VFDRs can then be identified and presented to the NRA as part of the restart safety evaluation if needed.

の順守が含まれる。

表３−２(30/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名
DEVELOPMENT OF

出典/著者所属
英国の新設プラント SMiRT 24

アブストラクト

論⽂記載内容Internal fire hazards can pose a significant threat to plant safety and can often contribute a significant portion of total plant risk. This level of 英国の新設プラントのABWRに対して実INTERNAL FIRE PSA 基本設計評価向け (2017)contribution therefore warrants a probabilistic treatment to identify vulnerabilities and provide insights for design or procedural

FOR NEW BUILD UK の内部⽕災PSAの

improvements. Such an analysis was conducted for a new build reactor design of the United Kingdom (UK) Advanced Boiling Water Reactor PSAについて記載している。

GENERIC DESIGNASSESSMENT

開発

Jacobsen

360P(ABWR) as part of the UKʼs Generic Design Assessment (GDA) licensing process.

Analytics(⽶国）

施された基本設計評価向けの内部⽕災

解析は、出⼒時と停⽌時の運転状態のThis analysis was conducted for both at-power and shutdown operating states to obtain a comprehensive understanding of the potential

両⽅で実施さ​​れた。解析には、⽕災区画

internal fire risk for different plant operating states and configurations.The analysis was conducted for UK ABWR generic design according to および防⽕壁の設計に関するユニークな特the NUREG/CR-6850 method for internal fire probabilistic risk assessment using fire ignition frequencies from NUREG-2169 [2] in the

徴を反映するために、複数区画の⽕災解

absence of plant-specific ignition frequency data. The analysis included all buildings containing equipment with the potential to contribute to析を実⾏する新しい⽅法も含まれている。

overall risk and had to overcome many challenges specific to new-build plant designs such as a lack of detailed design data including cableselection and routing information, evolving design reference points and coordination with other related studies ongoing as part of the GDA

解析は、内部溢⽔PSAと並⾏して⾏わ

process.

れ、定量化ソフトウェアで使⽤する⽕災および溢⽔シナリオの効率的な作成を可能

The analysis also included a novel method for performing multi-compartment fire analysis to reflect the designʼs unique features relating toにする⾰新的なデータ保存操作ツールを

fire compartment and fire barrier design. The analysis was also conducted in parallel with an internal flooding PSA and shared much of the

使⽤して、同じ⼊⼒データの多くが共有さ

same input data using an innovative data storage and manipulation tool to enable efficient generation of fire and flooding scenarios for use

れた。

with the quantification software. The insights for the design and possible solutions for generic design will be shared as part of this paper aswell as insights from performing such studies in the context of the UK new build licensing process.

表３−２(31/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容An Approach for

⽕災シナリオ頻度の ANS_PSA

The apportioning of fire scenario frequency to induced initiating event(s) can be a significant source of conservatism in fire probabilistic

特定された課題を解決するイニシエータのApportioning Fire誘発された起因事

safety assessments (PSAs). One meaningful approach would be using a structure similar to a seismic initiating event tree, where

選択と誘発された起因事象への⽕災シナ

Scenario

象への割当のための _Official

earthquake occurrence frequency is apportioned based on the fragilities of components whose failure could induce each initiator. This

リオ頻度の割り当ての⾃動化⼿法について

Frequencies to

アプローチ

Program(予however is difficult in fire PSA due to significant uncertainty in the modeling of fire dynamics and the response of target cables exposed to

記載している。

稿）

the fire environment.

WEC(⽶国）It is also difficult to rank initiators by severity (in terms of conditional core damage probability for example), given that risk contribution is aに⽕災シナリオの頻度を割り当てることは、

function of mitigating equipment failures, which vary greatly by scenario. Given this uncertainty, many fire PSAs map the entire scenario

保守性の点から重要である。また、リスクの

frequency to all potential induced initiators, which results in significantly overcounting the frequency, by a factor of the number of induced

寄与が緩和機器故障の機能である場合、

initiators.

イニシエータを過酷度別にランク付けするこ

Induced Initiating

2019

Events

⽕災PSAにおいて、誘発された起因事象とは、条件付き炉⼼損傷確率の観点からThis paper explores an automated approach for initiator selection and frequency apportioning that resolves the identified challenges. The

困難であり、シナリオによって⼤きく異なるの

approach is applied to two fire PSAs and the results presented.

で、不確定性がある。

Initial results from the two pilot studies suggest a 10-50% total fire core damage frequency reduction using the proposed process.

Characterization of

原⼦⼒発電所の成 ANS_PSA

Experience with fire events at NPPs, as captured in the Electric Power Research Institute (EPRI) fire events database (FEDB), indicates that

成⻑を⽌められる⽕災と成⻑する⽕災のInterruptible and⻑を⽌められる⽕災 2019a majority of electrical cabinet fires are extinguished prior to developing into a challenging state. A significant fraction, in excess of 90% of

特性、⽕災事象を成⻑を⽌められるまた

Growth Fires forおよび成⻑する⽕_Official

fires that ignite within electrical cabinets are classified as potentially challenging. These are fires that do not reach a challenging state – inは成⻑する⽕災として分類するために作

Nuclear Power Plant

災の特性評価Program(予other words, the fire was not fully involved, did not impact surrounding equipment, or did not damage cable trays or conduit nearby.

成された基準、成⻑を⽌められる⽕災と成稿）

Following the current approach described in NUREG/CR-6850 all fires, regardless of fire severity classification (potentially challenging,

⻑する⽕災の⽐率、および成⻑を⽌められ

challenging, and undetermined), are modeled the same way, capable of significant growth (growth to peak in 12-minutes) and causing

る⽕災の⾮消⽕確率（NSP）値、Jensendamage to nearby equipment and cables. The insights from a review of the FEDB data suggests a significant fraction of fires grow in a

NUREG/CR-6850附則P NSPイベント

Hughes(⽶manner that allows for plant personnel to respond.

ツリーで使⽤される成⻑する⽕災について

Applications国）

記載している。
To capture this experience, events are classified into two growth profile groups, Interruptible Fire and Growth Fire. The Interruptible Firecharacterization will be used to classify fire events that grow and progress in a manner that is not at an accelerated rate such that plant
personnel are able to discover and suppress prior to the fire becoming a fully involved fire or causing damage to targets outside the ignition
source.

表３−２(32/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容The Growth Fire characterization will be used to classify fire events that exhibit a rapidly developing and growing fire for which there is achance responding plant personnel will not be able to discover and suppress the fire prior to becoming a fully involved fire or causing
damage to targets other than the ignition source.
The Interruptible Fire and Growth characterization is based on the available recorded fire event evidence as included in the FEDB.
Subsequent to the review, a procedure and rule set were developed to allow for consistent classification of fire events into two different
growth profiles. The current scope is limited to electrical cabinet sources (primarily Bin 15 – electrical cabinets) with fire events occurring
between 2000 and 2014.
This paper will describe the characterization of the proposed Interruptible Fire and Growth groups, the criteria developed to classify fire
events as either an interruptible or growth fire, a split fraction for interruptible and growth fires, and nonsuppression probability (NSP) values
for interruptible fires, growth fires for use in the NUREG/CR-6850 Appendix P NSP event tree, and revise the HRR profiles using available
nuclear power plant electrical cabinet experimental data.

Modeling of

原⼦⼒発電所 にお ANS_PSA

Personnel

けるプラント要員にSuppression in

よる消⽕のモデル化 Program(予Nuclear Power Plant

Experience with fire events at NPPs, as captured in the Electric Power Research Institute (EPRI) fire events database (FEDB), indicates that

2019_Official a majority of electrical cabinet fires are extinguished by plant personnel, with minimal suppression efforts, prior to developing into a
稿）

Applications
Jensen

電気盤⽕災の⼤部分が、難しい状況に成challenging state. A review of the fire event focused on characterizing the suppression response. The event tree in NUREG/CR-6850

⻑する前に、最⼩限の消⽕努⼒でプラント

Appendix P considers automatic suppression as the first line of suppression capability. If the fire is not suppressed by an automatic system,

要員によって消⽕されている。

the next opportunity for suppression is by the plant fire brigade. The event review determined that only 7% of the electrical cabinet fires

NUREG/CR-6850附則Pのイベントツ

were suppressed by automatic suppression.

リーでは、⾃動消⽕を抑制機能の最初のHughes(⽶国）

原⼦⼒発電所で経験した⽕災事象は、⽅策と⾒なしており、⾃動システムによってThe event review also shows that plant personnel have a strong role in the suppression of electrical cabinet fire events. However, unlike as

⽕災が消⽕されない場合に次の消⽕の機

prescribed in NUREG/CR-6850 Appendix P, only around 30% of these fires are suppressed by the full fire brigade, while some 50% are

会はプラント消防隊によるものである。

suppressed by personnel discovering the fire, staff conducting test/maintenance on equipment, or other general plant personnel. This is not
currently captured in the Appendix P framework.

⾮消⽕確率ツリーを修正することにより、運転経験で観察された⽕災進展の種類

An important criteria to the review of fire growth profiles was analyzing the suppression response, specifically characterizing if theをより厳密にモデル化するアプローチについsuppression response was simple. Examples of simple responses include de-energizing or removing power to the ignition source and the use て記載している。
of a single portable extinguisher. A review of events shows that over 70% of the fire events were suppressed using simple suppression
actions.

表３−２(33/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容This paper will provide an approach that more closely models these types of fire progressions observed in operating experience by revising
the non-suppression probability tree. The revision of the event tree better reflects insights gained following a detailed fire events review (e.g.
numerous reports of operators responding to equipment alarms in the MCR and discovering a fire, as well as numerous events describing
plant personnel discovering a fire in the early stages followed by suppression with minimal effort).

Radiative Heat Flux

裸⽕および電気盤

Zone of Influence

⽕災の放射熱流束 2019_Official guidance is based on techniques developed for large, outdoor, hydrocarbon fires (tank farms, pipeline rupture, etc.). There are twoによる放射熱の影響に関するガイダンスにfor Open Fires and影響ゾーン

shortcomings with this guidance as it is applied in Fire PRA.

ついて記載している。

Electrical Enclosure

ANS_PSA
Program(予For targets exposed to the radiant heat from a fire, the current guidance computing the radiant flux is contained in NUREG-1805. This

覆いのない⼩規模⽕災及び電気盤⽕災

稿）

Fires

The first is the guidance uses a correlation for the emissive power of a fire that does not reflect the real-world behavior of small fires. With

ターゲットが⽕災からの放射熱に曝される場

Jensenexception of fires like a catastrophic failure of the turbine lube oil system, fires used in PRA do not have the emissive power seen in large

合、放射熱流束を計算する現在のガイダ

Hughes(⽶outdoor fires. This results in overly conservative estimates of the zone of influence (ZOI) of a fire, the distance at which a fire can cause

ンスはNUREG-1805に含まれている。こ国）

damage to target.

のガイダンスは、⼤規模な屋外の炭化⽔
素⽕災（⽯油貯蔵施設、パイプラインのThe second shortcoming is that there is no specific guidance on how to evaluate the ZOI when the fire is inside of an electrical enclosure.

破裂など）のために開発された技術に基づ

In the absence of guidance, the typical approach is to treat the fire as if it were out in the open. This is also overly conservative as the

いており、⽕災PRAに適⽤するには以下のelectrical enclosure prevents direct line-of-site to the radiant heat from the fire.

2つの⽋点がある。

To address these shortcomings in current guidance, the Electric Power Research Institute (EPRI) has sponsored research into developing

1つ⽬は、⼩規模⽕災の実際の挙動を反improved guidance for the radiative heat flux ZOI for open fires and fires in electrical enclosures. New open fire guidance was derived from

映していない。

the basic principles of fire dynamics and the new guidance is validated against test data for small fires. Guidance for electrical enclosures was ２つ⽬は、⽕災が電気盤内にある場合のdeveloped by modeling electrical enclosure fires with the Fire Dynamics Simulator (FDS), a computational fluid dynamics (CFD) model for

⽕災の影響範囲（ZOI）を評価する⽅

fire. The FDS modeling approach was validated using full-scale test data of fire in electrical enclosures. Modeling results were used to develop 法がない。
guidance on both ZOI and severity factor, the severity factor is the fraction of expected fires capable of causing damage.
これらの⽋点に対処するために、EPRIは、
This paper will provide a summary of research activities and summarize the guidance.

覆いのない⼩規模⽕災および電気盤内の⽕災に関するガイダンスの開発研究を⽀援している。

表３−２(34/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容The Effect of the

レファレンスプラント

ANS_PSANEI 00-01 provides a list of generic Multiple Spurious Operations (MSOs) scenarios which should be considered in fire PRAs. The generic

MAAPコードを⽤いたプラント固有の解析

Pressurizer Heaters

⽕災PRAにおける

2019

MSO scenarios were based on the collection of MSO scenarios from industry and the evaluation of their applicability to a specific plant is

よって、⽕災PRAで考慮すべき⼀般的なon Spurious

加圧器誤スプレイの _Official

required for more realistic plant specific fire PRA. In this paper, a plant specific analysis was performed using MAAP Code to evaluate the

複数の誤操作（MSO）シナリオのレファレ

Pressurizer Main

MSO36シナリオのapplicability of generic MSO 36 scenario to a reference plant.

ンスプラントへの適⽤性の評価について記Spray Initiation,

加圧器ヒータの影響 稿）

Program(予MSO36, Scenario in

載している。
According to NEI 00-01 Revision 3, MSO 36 scenario is defined as (Spurious opening of pressurizer spray valves) AND (Inability to trip, ora Reference Plant

Southern(⽶spurious operation of RCP) AND (Failure of Pressurizer heaters). The focus of the plant specific MAAP analysis was to evaluate theFire PRA国）

effectiveness of the pressurizer heaters in preventing spurious safety injection signal due to low pressurizer pressure cased by spurious main 誤操作（MSO）シナリオは、
pressurizer spray initiation.

⽕災PRAで考慮すべき⼀般的な複数のNEI 00-01でのリスト化されている。

MAAP analyses were performed for a reference plant for the two cases where the pressurizer main spray was spuriously on with the full flow MSOシナリオのレファレンスプラントへの適
rate after reactor trip; one case with pressurizer heaters forced off and another case with pressurizer heaters in auto mode. The results

⽤性評価では、（加圧器スプレイ弁の誤showed that low pressurizer pressure decreased to the low pressure safety injection signal set point at t = 116 second and t =148 second開）AND（トリップ不能、またはRCPの誤with pressurizer heaters off and with pressurizer heaters in auto, respectively. As sensitivity studies, similar cases with lower main spray flow 動作）AND（加圧器ヒータの故障）のrates (50 % of full flow rate and 25 % of full flow rate) were also performed.

MSO 36シナリオが⽤いられた。

With less spray flow rate, the effective of pressurizer heaters increased but in both sensitivity cases, pressurizer heaters could not prevent

MAAP解析の焦点は、加圧器スプレイのbut only delay the safety injection signal generation time. Based on the results, it was concluded that pressurizer heaters cannot prevent

誤動作による加圧器圧⼒低によって安全

safety injection signal generation if pressurizer main spay is spuriously on. Therefore, in the reference plant fire PRA, fire PRA MSO36

注⼊信号が誤発信するのを防⽌する加scenario was modified in such a way that initiating event with spurious safety injection signal is generated when the pressurizer main spray

圧ヒータの有効性を評価することである。

is spuriously on and RCPs cannot be tripped regardless of the pressurizer heater status.

表３−２(35/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)アブストラクト

論⽂記載内容Modeling Fire-

論⽂名

PRAフォールトツリー ANS_PSA

出典/著者所属

Nuclear power plants have procedures to mitigate fire events that force operators to abandon the main control room (MCR). Abandonment

4ループ加圧⽔型原⼦炉のCAFTAベース

Induced Main

における⽕災誘発の 2019

could be required due to either loss of habitability or loss of functionality caused by a fire inside the MCR, or loss of plant control caused byのフォールトツリーPSAにおける居住性と機Control Room

中央制御室退避の _Official

fire outside the MCR. Fire probabilistic safety assessments (PSAs) must model these scenarios to meet supporting requirement FSS-B2 in the 能性の喪失による中央制御室（MCR）

Abandonment in PRA モデル化

Program(予2009 ASME PRA standard; however, the MCR abandonment scenarios introduce additional complexity compared to a conventional fire

退避のモデル化に使⽤される⼿法について

Fault Trees

稿）

scenarios where there is no control room impact.

記載している。

WEC(⽶国）

Factors that must be considered include operator actions required to successfully abandon the MCR, independent failure of the equipment

⽕災PSAは、2009 ASME PRA規格のused to safely shut down the plant from the remote shutdown panel, and what operators consider to be a sufficient “loss of functionality” to

サポート要件を満たすために、MCR内でのnecessitate abandonment. Additionally, it is desirable to model MCR abandonment in a fault tree (rather than by post-processing) to generate ⽕災による居住性喪失または機能喪失
MCR abandonment cutsets, quantitatively evaluate the uncertainty, and perform sensitivity studies.

時のMCR退避シナリオをモデル化する必要がある。

This paper describes a methodology used to model MCR abandonment due to loss of habitability and loss of functionality in a CAFTA-based
fault tree PSA of a four loop pressurized water reactor

モデル化で考慮しなければならない要因には、MCRを正常に退避するために必要な運転員操作、リモートシャットダウンパネル
からプラントを安全に停⽌するために使⽤される機器の故障、および退避を必要とするに⼗分な「機能の喪失」と運転員が考えるものが含まれる。

表３−２(36/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

Human Reliability

⽕災PRAにおけるAnalysis
Quantification

アブストラクト

論⽂記載内容Main control room abandonment (MCRA) due to fire is complex to model in probabilistic risk assessment (PRA) because there are a wide

⽕災PRAにおける中央制御室退避

中央制御室退避シ 2019

range of fire scenarios and, typically, operator actions are taken at multiple locations throughout the plant. While the U.S. Nuclear（MCRA）シナリオの⼈間信頼性解析

ナリオの⼈間信頼性 _Official

Regulatory Commissionʼs Office of Nuclear Regulatory Research (NRC RES) and the Electric Power Research Institute (EPRI) collaboratively （HRA)定量化ガイダンスについて記載しGuidance for Main

解析定量化ガイダ

Program(予published fire human reliability analysis (HRA) guidance in 2012 (see EPRI 1023001/NUREG-1921), it was recognized that MCRA

Control Room

ンス︓既存の⽅法

稿）

scenarios would require additional HRA research.

Abandonment

は使⽤できる最新

Scenarios in Fire

情報と時期は︖

US.NRC（⽶In 2015, a second joint EPRI/NRC-RES fire HRA project was initiated to develop HRA methods and guidance for MCRA scenarios due to⽕災シナリオがあり、通常、プラントの複数国）

either loss of habitability or loss of control. Joint EPRI/NRC-RES guidance for qualitative MCRA HRA was published as Supplement 1 toの場所で運転員操作が⾏われるため、and When Can

NUREG-1921 by EPRI in August 2017. (NRCʼs publication is pending.) Subsequently, EPRI and NRC RES have developed HRA

PRAでモデル化するのは複雑である。

Existing Methods Be

quantification guidance for MCRA scenarios in fire events that is expected to be published at the end of 2018 as Supplement 2 to NUREG-

Used?

1921.

PRAs: Whatʼs New

ANS_PSAている。
⽕災による中央制御室退避は、広範な⽕災のHRAガイダンスは、⽶国NRCとEPRIにより発⾏されたが、MCRAシナリオ

MCRA HRA quantification guidance addresses three time phases: before the decision to abandon, the decision to abandon, and after the

では、追加のHRA研究が必要である。

decision to abandon. The approach for HRA quantification is different for each time phase. Also, in some time phases and contexts, theguidance identifies existing HRA quantification tools as being appropriate for MCRA scenarios. However, there are some special cases that

定性的なMCRA HRAは、2017年8⽉

required the development of new HRA quantification tools. One such example is the human failure event (HFE) that represents the decision て発⾏されたが、MCRAシナリオのHRA定
to abandonment for “loss of control” MCRA scenarios (as opposed to “loss of habitability” scenarios).

量化ガイダンスは、2018年末に発⾏される予定である。
MCRA HRA定量化ガイダンスは、退避の決定前、放棄の決定時、および退避の決定後の3つの時間フェーズに対応している。

表３−２(37/38) 内部火災PRAに関する論文調査結果（2015～2019)
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容An Approach to Fire

⽕災確率リスク評

ANS_PSAAs the nuclear industry pursues risk-informed and performance-based initiatives, the identification, characterization and evaluation of

不確定性の定量的なモデル化を含む、⽕Probabilistic Risk

価モデリング、不確

2019

uncertainties is part of the process of using fire probabilistic risk assessment (FPRA) results in a risk-informed framework. Historically, while

災PRA内の詳細な⽕災進展モデル化のパ

Assessment

実性定量化および_Official

uncertainties have been recognized and identified in the detailed fire progression modeling performed for FPRAs, there have been some

フォーマンスのより完全な⽅法について記

Modeling,

感度分析へのアプ

Program(予limitations and simplifications in their characterization and evaluation.

載している。

Uncertainty

ローチ

稿）
The consensus FPRA practice has been to address uncertainties using conservative modeling assumptions in many cases, rather than

⽕災PRAのプラクティスは、明確な定量化

Quantification andSensitivity Analysis

Jacobsenperforming explicit quantification. Conservatism has been a by-product of this approach. In particular, the bounding, conservative, approach ではなく、多くの場合、モデル化の保守的

Analytics(⽶has been used to address uncertainties related to fire scenario frequencies and associated fire damage.

国）

な仮定を使⽤して不確定性に対処することであった。

This paper describes a more complete method for the performance of detailed fire progression modeling within a FPRA, including
quantitative uncertainty modeling. The method was developed by Jacobsen Analytics during the performance of FPRAs performed in support 不確定性の定量的なモデル化を含む、⽕of NFPA 805 and subsequently enhanced and expanded as part of a project funded by the Electric Power Research Institute. The

災PRA内の詳細な⽕災進展モデル化のよ

integration of uncertainty quantification as a fundamental part of the method removes the need for conservative, bounding, approaches to

り完全な⽅法が開発された。

the selection of point values in the fire progression models.
シミュレーションモデルには、次の利点がある。a）仮定を単純化/制限する必要性を排除することによる保守性の最⼩化。
b）より柔軟で詳細なモデル化の使⽤。
c）発⽕、⽕災成⻑、および消⽕モデルにおけるパラメーターの不確定性の相関関係のより正確な表現。

The method includes systematic identification and characterization of parameter and modelling uncertainties. Uncertainties remaining after
preprocessing are then propagated using single and two loop Monte Carlo simulations.
The simulation model provides several benefits: a) minimization of conservatism by eliminating the need for simplifying/bounding
assumptions; b) the use of more flexible and detailed modelling; and c) more accurate representation of correlation of parameter
uncertainties in fire initiators, fire growth, and suppression models.
The method is able to generate importance rankings for input uncertainties to the fire induced damage state analyses, based on how
strongly each individual input uncertainty affects the resulting fire induced damage state uncertainty. In the future, insights about theimportance of input uncertainties might be used to inform research efforts or to suggest plant changes to minimize the effect of these
uncertainties.

表３ー３(1/12) 内部溢水PRAに関する論文調査結果（2015～2019）
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容APPLICATION OF

動的PRAの地震随 PSAM 13

A dynamic event tree analysis (DET) approach is taken to analyze a scenario involving seismically-induced failure of feed-water lines exiting two

動的PRAの地震随伴内部溢⽔事象への適⽤に関し

DYNAMIC

伴内部溢⽔事象へ (2016)

redundant condensate storage tanks. A fast running, reduced order room flooding model is used to assess the time-dependent flooding of roomsて、以下の説明並びに動的解析の結果を記載していPROBABILISTICの適⽤

containing critical safety equipment. Time-dependent, probabilistic recovery models are developed for the recovery of auxiliary feed-water flow

る。

RISK ASSESSMENT

オハイオ⼤（⽶TO A SEISMICALLY-国）

using FLEX equipment (a portable pumping system), high pressure injection flow, and operability of primary system pilot operated relief valves.
・地震により誘発される安全機器の溢⽔を含む⼀般

INDUCEDA time-dependent, probabilistic after shock model is applied to determine the effect of after shocks on the timing of recovery actions. An ADAPT的な事故シナリオ

INTERNAL FLOOD(dynamic event tree) approach to DET analysis is used in which branching occurs for a MELCOR (severe accident analysis code) model of

・地震荷重の関数として機器故障確率を予測するた

EVENT

transient system behavior leading up to the point of core damage or no core damage for a spectrum of scenarios. The potential value of DET

めのベースとして使⽤される機器脆弱性解析

methods in addressing scenarios involving complex timing issues is illustrated.

・静的フォールトツリー/事象ツリーモデル、時間の関数としてさまざまな回復操作の確率を決定するために開Section II describes plant design features used in the study. Section III presents the general accident scenario being addressed involving

発された密度関数

seismically-induced flooding of safety equipment. Sections IV through VIII describe respectively, the component fragility analyses used as a basis

・使⽤される現象論的モデル

for predicting component failure probability as a function of imposed seismic load, the static fault tree/event tree model, the density functions

・ADAPT DETモデル

developed to determine the probability of various recovery actions as a function of time, the phenomenological models used, and the ADAPT DET
model.Section IX presents the results of the dynamic analyses and Section X presents conclusions.

Dynamic Level 1

原⼦⼒発電所にお PSAM 13

The level 1 Probabilistic Risk Analysis Study estimates the frequency of accidents that cause the reactor core damage. In general, the core

マルコフ連鎖とモンテカルロ法を⽤いた新しいCDF評

PRA of Seismic-

ける地震随伴内部 (2016)

damage frequency (CDF) is investigated by using event tree which depicts a system that is needed to respond to mitigate the initiating event. The

価⼿法の地震随伴内部溢⽔事象への適⽤について

induced Internal

溢⽔の動的レベル1

event tree method requires pre-specification of an order of event occurrence which may vary according to the current plant state. Failure

記載している。

Flooding in Nuclear

PRA

Power Plant

東京⼤（⽇probability of a component also vary significantly in current status and the occurrence of each event interacts with each other. Thus, the本）conventional event tree approach is not applicable to the quantification of an indefinite number of the progression scenarios.

マルコフ連鎖モデルは、溢⽔障壁の間の⽔の移動をシ
ミュレートするために、モンテカルロ法は、障壁の破損

In this study, a new methodology using Markov chain and Monte Carlo method is proposed to evaluate the CDF and applied a seismic-induced

個所の初期漏洩率の不確実性を評価するために使internal flooding event. The process of seismic-induced degradation is probably unknown in reality. A flooding model is proposed to describe the

⽤される。

water level in each room and a propagation of flooding in the turbine building. Then, a continuous Markov chain model is applied to simulate thetransition between the states of flood barriers. Also, the common cause failures of two types of the auxiliary feeding water pumps are evaluated byconsidering the current water level in the turbine building. Monte Carlo method is used to evaluate uncertainties of initial leak rate, broken area ofthe barrier.
As a result, accidents scenarios initiated with a seismic-induced internal flooding are evaluated. The new methodology is a useful approach forquantification of interactive accident scenarios which consider event progression.

表３ー３(2/12) 内部溢水PRAに関する論文調査結果（2015～2019）アブストラクト

論⽂記載内容IMPROVEMENT OF

論⽂名

韓国のWH製PWR PSAM 13

出典/著者所属

The assessment for the flood event frequencies of flood areas is one of the most important parameters in internal flooding PSA.Internal flood PSA

内部溢⽔PSAの改良⼿法の韓国のウェスティングハウ

INTERNALのプラント固有条件 (2016)

for Westinghouse PWRs in Korea has used generic data in Nuclear Power Experience (NPE) and empirical formula for estimating the flood event

ス社製PWRへの適⽤について記載している。

FLOODING PSAに基づく内部溢⽔

frequencies. However, this approach has the weakness in light of the flooding vulnerability in the pipe-concentrated area. To improve these

BASED ON PLANT-

PSAの改良Future &limitations, revised internal flooding PSA was performed with flood area-specific data, which include the pipe characteristics by the flood source,

従来の⼿法は、配管が集中しているエリアの溢⽔のSPECIFIC

Challenge

flooding class by the ruptured pipes, actual propagating scenario, and HRA, etc.

脆弱性に照らして弱点がある。 これらの制限を改善

CONDITIONS FOR

Technology

WESTINGHOUSE（韓国）

PWRS IN KOREAするため、修正された内部溢⽔PSAは、溢⽔源固有This paper identified the applicability of improved internal flooding PSA methodology for Westinghouse PWRs in Korea, which is expected to lessenの配管特性、破裂した配管による溢⽔の分類、実際

unreasonable conservatism and provide a more realistic analysis.

の伝播シナリオ、HRAなどを含む溢⽔エリア固有のデータで実⾏された。

Insight from the

APR 1400プラント PSAM 13

An internal flooding Probabilistic Risk Assessment (PRA) is performed for Advanced Pressurized Reactor 1400(APR-1400) plant underInternal Floodingの内部溢⽔PRAか (2016)

construction. The APR-1400 plants adopted quadrant physical separation of safety related components and passive flood protection measures. Due 得られた知⾒について記載している。

PRA For APR 1400らの知⾒

to some limitations on the availability of the information for the plants under construction, the analyses are performed applying some conservative

PlantsKEPCO（韓assumptions which cannot be obtained from the design information.

国）

INSIGHTS FROM AN 最新のPWR燃料
INTERNAL FIRE

PSAM 13

プールの内部⽕災と (2016)

SPENT FUEL POOL⾒溢⽔PRAの結果のレビューにおいて、結果に影響する
可能性のある2つの潜在的な問題が特定された。 1

The results of the flood PRA show that the risk from the internal flood is very low despite of the conservative assumptions applied. During internal

つは溢⽔の進展解析で使⽤される摩擦係数で、もうand external review, two potential issues that may affect the results are identified. One is the friction factor used in the flood growth analysis and

1つは防⽕扉が開いたままになる確率である。 レ

the other one is the probability of fire doors left open. Sensitivity analyses are performed to identify the impact of the issues on the review result.

ビュー結果に対する問題の影響を特定するために、感This paper presents the sensitivity analyses.

度解析が実⾏された。

An Internal Fire and Flood “Screening” Probabilistic Risk Assessment (PRA) was conducted for fire and flood events that may potentially cause fuel 使⽤済み燃料プール（SFP）で燃料の損傷を引き
damage in the spent fuel pool (SFP) associated with a modern (i.e., GEN 3+) PWR nuclear power plant.

AND FLOOD PRA OF 溢⽔PRAからの知A MODERN PWR

APR 1400プラントの内部溢⽔PRAの感度解析から起こす可能性のある内部⽕災および内部溢⽔のリス
クに関するスクリーニング評価について記載している。

JensenThis SFP has a standard SFP cooling systems as well as a number of back-up make-up systems, most of which are not specifically designed for

Hughes（⽶seismic events. The original design has been augmented with an additional external emergency make-up/spray system utilizing an on-site water

スクリーニングPRAによって、詳細なPRAを実⾏するこ国）

source and pumper fire trucks, which will be designed for seismic events. The screening PRA found that it was possible to screen out internal fireとなく、内部の⽕災と溢⽔をスクリーニングできることがand flood without the need to perform a detailed PRA.

分かった。
解析の結果は、⽕災による燃料損傷確率（FDF）

The results of this analysis showed that the total bounding FDF from fire represented less than 1% of the total SFP FDF from all other hazardsの合計及び溢⽔によるFDFの合計は、各々、他のす(both internal and external) with one scenario contributing about half of that amount and no other scenario contributing more than a few

べてのハザード（内部および外部）からのSFP FDFのpercent.

合計の1％未満であった。

The results of this analysis also showed that the total bounding FDF from flood represented less than 1% of the total SFP FDF from all otherhazards (both internal and external) with one scenario contributing about 10% of that amount and no other scenario contributing more than afew percent.
This paper p resents a screening assessment for the risk of internal f ire and internal flood that may potentially cause fuel damage in the spent fuelpool (SFP).
The paper covers the screening of internal fire and flood hazards except for those induced by seismic events. It has been carried out for the Spent
Fuel Pool (SFP) of a GEN 3+ following the Technical Guidance for Spent Fuel Pool Hazard Screening which was developed as part of this project.

表３ー３(3/12) 内部溢水PRAに関する論文調査結果（2015～2019）
論⽂名
INTERNAL

出典/著者所属

ベルギーの内部溢⽔ PSAM 13

FLOODING LEVEL 1 レベル1 PSA

アブストラクト

論⽂記載内容In 2007, WENRA published a version of its Safety Reference Levels which, among others, requested the development of a Level 1 Internal

すべての運転状態に対してレベル1内部溢⽔PSAの

Flooding PSA for all operating states. This paper highlights how these requirements were met in Belgium and their conclusions. Based on an

開発を要求するWENRAの安全基準レベルに対し

existing methodology by the Electric Power Research Institute an in-house methodology was prepared by Tractebel Engie with the emphasis onて、これらの安全要件がベルギーでどのように満たされTractebel

automation. The probabilistic IFPSA for the five most recent Belgian units of were successfully performed and submitted to the Belgian authorities

たか、およびその結論について記載している。

ENGIE（ベルby the end of 2015.

(2016)PSA IN BELGIUM

ギー）

2015年末までに実⾏されたベルギーの最新5プラント
The flood induced core damage frequencies were found to be one to two orders of magnitude below those due to internal events. Differences inの確率論的IFPSAでは、溢⽔による炉⼼損傷頻度

design philosophies between sites, e.g. the placement of sumps and watertight doors, were clearly observed within the results as were their merits

は、内部事象によるものよりも1〜2桁⼩さいことがわ

and potential risks. Low frequency but high flood rate scenarios were found to be more penalizing than high frequency low flood rate ones due to

かった。また、消⽕システムの誤作動や⾼エネルギー配

the onsite provisions. Furthermore, special flood mechanisms such as the spurious activation of the fire extinguishing system or high energy line

管破断（HELB）のなどの特殊な溢⽔メカニズム

breaks (HELB) were found to have a negligible contribution to the total flood induced core damage frequency.

は、炉⼼損傷頻度合計にほとんど寄与しないことがわかった。

Internal Flooding

ベルギーの内部溢⽔ PSAM 13

In the frame of the Belgian action plan answering the WENRA Reference Levels of 2007, a representative study of the internal flooding level 2

ベルギーのプラントにおける内部溢⽔レベル2 PSAの

Level 2 PSA in

レベル2 PSA(2016)PSA has been performed by Tractebel on a Belgian 1000MW-PWR.

結果について記載している。

Tractebel

The internal flooding level 2 PSA has been elaborated as an extension of the internal event level 2 PSA so that the methodologies developed for the 内部溢⽔レベル2 PSAは、格納容器隔離解析、⼈ENGIE（ベルinternal event level 2 PSA regarding containment isolation analysis, Human Reliability Analysis (HRA) and basic events quantification remain

間信頼性解析（HRA）、および基事象の定量化に

ギー）

globally valid for the internal flooding level 2 PSA. Only limited adaptations had to be introduced in the containment isolation analysis methodology

関して、内部事象レベル2 PSA向けに開発された⼿and in the HRA methodology for internal flooding specificities.

法が内部溢⽔レベル2 PSAに対してグローバルに有Belgium

効であるように、内部事象レベル2 PSAの拡張としてBesides these methodology adaptations, the level 1/level 2 interface process, providing the status of the sequences leading to core damage in so-

精緻化された。

called Plant Damage States (PDS) has also been performed specifically for the internal flooding sequences. The main outcome from this process isa direct consequence of the level 1 PSA results, namely that the Core Damage Frequency (CDF) for the internal flooding sequences represents

内部溢⽔レベル2 PSAの結果は、内部溢⽔CDFがsolely 1.23% of the CDF for internal event, thus two orders of magnitude lower.

内部事象CDFよりも２桁低いため、格納容器損傷頻度（CFF）や「Not Small」な放出頻度のようなConsequently, it is already known beforehand that the internal flooding hazard has a minor impact on Belgian NPPs and that the outcomes and関連リスクが、内部事象レベル2 PSAの結果と⽐較

recommendations coming out of the internal flooding PSA study will be of low importance with respect to those derived from the internal events

して許容できると⾒なせることを⽰している。

PSA. Nevertheless, risk metrics for the internal flooding level 2 PSA study have been computed, i.e. Containment Failure (CF) modes,

・ 内部溢⽔CDFは、内部事象のCDFの1.23％にContainment Failure Frequencies (CFF) and Fission Product (FP) release frequencies, and put in comparison with internal event level 2 PSA

過ぎないため、2桁低い。

results.

・ 内部溢⽔CFFは、内部事象CFFの1.63％に過ぎないため、2桁低い。

This paper aims at presenting the work carried out as well as the results of the internal flooding level 2 PSA that show that the associated risk can
be considered acceptable in comparison with the internal event level 2 PSA results.

表３ー３(4/12) 内部溢水PRAに関する論文調査結果（2015～2019）
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容The internal flooding level 2 PSA results show that the associated risks, i.e. Containment Failure Frequency (CFF) and “Not Small” releasefrequencies, can be considered acceptable in comparison with the internal event level 2 PSA results, as the internal flooding CDF is two orders ofmagnitude lower than the internal event CDF.
The main conclusions and recommendations identified with this study are the following:
The internal flooding CFF is only 1.63% of the internal event CFF, thus two orders of magnitude lower;
The ratio of the CFF divided by the CDF for internal flooding is higher than the one for internal events. This means that CDF sequences induced
by internal flooding lead more likely to CF;
One main reason of the higher CFF/CDF ratio is due to the lower probability of successful accident management actions in internal flooding
situations. Therefore, during operatorsʼ training, internal flooding situations could be simulated;
Another reason is the higher unavailability of safety systems due to internal flooding. Therefore, mobile alternative means such as alternative
containment spray system and alternative injection system are even more useful in internal flooding situations.

Internal flooding PRA 柏崎刈⽻原⼦⼒

One of the important lessons learned from Fukushima Daiichi Accident is that appropriate and sufficient protection against External hazards like

柏崎刈⽻1号機（BWR-5）および7号機

for Kashiwazaki-

発電所の内部溢⽔ (2016)

Tsunami is essential for the nuclear safety. Based on this lesson, we have been evaluating risks of external events at Kashiwazaki-Kariwa nuclear（ABWR）の内部溢⽔対策実施前の内部溢⽔

Kariwa Nuclear

PRA

power plants and implementing various countermeasures, as one of our continuous activities for nuclear safety improvement.

PRAの結果およびその結果から得られた知⾒と実施さPower Plants

PSAM 13

東京電⼒（⽇本）れた対策との関係について記載している。
Regarding internal flooding, we have been implementing countermeasures based on deterministic risk analysis, which is also for meeting new
regulatory requirements. Besides, it is necessary to quantify the internal flooding risk and assess the effectiveness of countermeasures by PRA. In
this paper, results of the internal flooding PRA for Kashiwazaki-Kariwa Unit1 (BWR-5) and 7 (ABWR) are shown on the plant condition prior to the 最もリスクが⼤きい溢⽔源は、1号機の熱交換器建
implementation of countermeasures against internal flooding. The results show that the most risk-significant flooding source is sea water system in 屋の海⽔システムと、7号機の制御建屋の防⽕システ
Heat Exchanger Building for Unit1, and fire protection system in Control Building for Unit 7, respectively.
In this paper, we describe the internal flooding PRA result on the plant condition prior to implementation of countermeasures, and discuss its
insights and relation to countermeasures implemented. In the future we will reevaluate this internal flooding PRA with the plant condition after
implementing countermeasures to assess the change and benefit.

ムであることが⽰されている。

表３ー３(5/12) 内部溢水PRAに関する論文調査結果（2015～2019）
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容COUPLING

溢⽔リスク解析のた ANS_PSA

Probabilistic risk assessments involving flood require accurate estimations of the time until critical equipment are reached by the water.

溢⽔PRAでは、⽔が重要な機器に到達するまでの時

SMOOTHED-

めの平滑化粒⼦流 2017

Conventional approaches for assessing flooding risks employ a variety of simplifications on the water dynamics and geometries involved, limiting

間を正確に推定する必要があるが、従来の⽅法で

PARTICLE

体⼒学とトリチェッリ

their accuracy and reliability. Conversely, 3-D fluid modeling methods make it possible to obtain exploitable data in the highest amount, variety and は、⽔⼒学や配置について、単純化なモデルが採⽤

HYDRODYNAMICSの法則に基づく⽔⼒ Centroid LAB

AND TORRICELLIʼS

モデルの結合accuracy, but are associated with a significant computational cost and a limited spatial resolution.

（⽶国）

され、制度や信頼性が制限されている。このため、トリチェリの法則の⼀般化形式に基づいた従来の⽔⼒モ

LAW-BASED

We present a hybrid approach, leveraging on the strengths of both previous approaches. An innovative and flexible coupling is realized between: a デルと平滑化粒⼦流体⼒学を⽤いたNavier-

HYDRAULIC

conventional hydraulic model, based on macroscopic balances and a generalized form of Torricelliʼs law; and a 3-D fluid model, solving the

Stokes⽅程式を解く3D流体モデルを結合したハイ

MODELS FOR

Navier-Stokes equations with smoothed-particle hydrodynamics.

ブリッドな⼿法が提⽰されている。

FLOODING RISKANALYSIS

We demonstrate for an internal flooding scenario the benefits of this methodology, making use not only of several kinds of one-way coupling but
for modeling flows under doors and through draining systems as well. It is able to provide a significantly more complete, accurate and reliablecharacterization of the flooding risks than the conventional methods, while keeping the computational trade-off at a moderate level.

DEVELOPMENT OF

英国の新設プラント ANS_PSA

Internal flooding hazards can pose a significant threat to plant safety and can often contribute a significant portion of total plant risk. This level of

⼀般的な配管破損頻度を利⽤して、EPRIの内部

INTERNALの基本設計評価の 2017contribution therefore warrants a probabilistic treatment to identify vulnerabilities and provide insights for design or procedural improvements.

溢⽔確率評価⼿法に従って実施された英国ABWRFLOODING PSA FOR ための部溢⽔PSA
NEW BUILD UKの開発

Such an analysis was conducted for a new build reactor design of the UK Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) as part of the United Kingdomʼs 基本設計のたの内部溢⽔PSAについて記載していJacobsen

Generic Design Assessment (GDA) licensing process. This analysis was conducted for both at-power and shutdown operating states to obtain a

GENERIC DESIGN

Analytics（英comprehensive understanding of the potential internal flooding risk for different plant operating states and configurations.

ASSESSMENT国）る。
解析は、プラントのさまざまな運転状態と構成に対す

The analysis was conducted for the UK ABWR generic design according to the EPRI method for internal flooding probabilistic assessment making

る潜在的な内部溢⽔リスクの包括的な理解を得るた

use of the generic piping failure frequencies as part of that process. The analysis included all buildings within the GDA scope containing equipment めに、運転中と停⽌時の両⽅の運転状態に対して実with the potential to contribute to overall risk and had to overcome many challenges specific to new-build plant designs such as a lack of detailed
design data, evolving design reference points and coordination with other related studies ongoing as part of the GDA process. This analysis was
conducted in parallel with an internal fire PSA of the UK ABWR generic design and shared much of the same input data using an innovative data
storage and manipulation tool to enable efficient generation of flooding and fire scenarios for use with the quantification software.
The insights for the design and potential solutions for overcoming the lack of necessary design data will be shared as part of this paper as well as
insights from performing such studies in the context of the UK new build licensing process.

施された。

表３ー３(6/12) 内部溢水PRAに関する論文調査結果（2015～2019）
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容MODELING OF

MATHCADを使⽤ ANS_PSA

Internal Flood Probabilistic Risk Assessments (PRAs) involve the accumulation of water in various rooms of plant buildings, with propagation of

Mathcadソフトウェアを使⽤した内部溢⽔シナリオとFLOODING FLOW

した床ドレンネット

water to other areas of the plant via stairwells, equipment hatches and floor drains. A companion paper involving the modeling of internal flood

⽔の伝播のモデル化に関して、床ドレンのネットワーク

RATES THROUGH

ワークによる溢⽔流

scenarios and water propagation using Mathcad software was presented at PSA 2015.

を備えた原⼦炉建屋の例を使⽤し、床ドレンネット

FLOOR DRAIN

量のモデル化2017
Jensen

ワークを通る⽔の流れのモデル化について記載していNETWORKS USING

Hughes(⽶However, this paper involving the modeling of floor drains focuses on a more detailed approach that is suggested for the modeling of water flow

MATHCAD国）

through a network of multiple floor drains in order to provide a more realistic assessment. This paper makes use of a Reactor Building example
with a network of floor drains and develops the equations that can be used in modeling the flow of water through the floor drain network.

る。
床ドレンのモデル化については、より現実的な評価を提供するために、複数の床ドレンのネットワークを通る

Although it may be conservative to assume no credit for floor drains in an area where flooding is occurring, the effect of floor drains conveying

⽔流のモデル化のために提案された、より詳細な⼿法

water from one area of the plant to another should not be ignored. This is especially true for those cases in which the capacity of drain sumps are に焦点を当てている。
exceeded and water flows out of sump vents in areas where safety related equipment may be present.

UPDATES TO THE

試験的適⽤による

ANS_PSAEPRI has recently developed a new methodology for assessing the risk from seismic-induced internal fires and floods (SIFF). Before publishing the EPRIによって開発された地震による内部⽕災と溢⽔

EPRI SEISMIC-EPRIの地震による2017

methodology, it is being subjected to a number of pilot applications. The SIFF methodology was developed over a two year period and, while not yet （SIFF）のリスクを評価するための新しい⼿法の試

INDUCED FIRE AND ⽕災と溢⽔の⼿法

published, is summarized in a paper presented at ICONE in July 2017 [Amico, Macheret, and Kassawara, “An Advanced Method for Evaluating

験的適⽤の結果として⼿法に加えられた変更についJensenRisk from Seismically-induced Fires and Floods”]. There are a number of ongoing pilot applications of this methodology, by Duke Energy,て記載している。

METHODOLOGY

Hughes(⽶Southern Nuclear, DC Cook, and Callaway, some of which are reported in other papers at ANS_PSA 2017.

RESULTING FROM

国）

FLOOD

PILOT APPLICATIONの更新

This paper reports on the changes that are being made to the methodology as a result of the pilot applications. Although the pilots have not yet
been completed, a number of insights have already been coming in and are discussed in this paper. By the time of the conference, the first pilots
will have been completed and the conference presentation will present even further enhancements to the methodology right up to the date of theconference.

表３ー３(7/12) 内部溢水PRAに関する論文調査結果（2015～2019）
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

論⽂記載内容Analysis of Possible

内部溢⽔PRAの配 PSAM 14

EPRI has been sponsoring projects for the development of guidance and tools for the performance of NPP PRAs including internal flooding PRAs

配管システムの故障と破断、およびメンテナンスに起Aging Trends in the

管システム故障率(2018)(IFPRAs).

因する溢⽔は、溢⽔による起因事象頻度の主な原

Estimation of Piping

推定における経年

System Failure Rates 変化傾向の分析

Sigma-Phase

The latter requires estimates of internal flood initiating event frequencies. Failures and ruptures in piping systems as well as maintenance induced

for Internal Flooding（⽶国）

flooding are key contributors to flood-induced initiating event frequencies. Beginning in 2004, EPRI has published a series of reports on piping

因であり、経年劣化による故障率増加傾向が⽰唆さ

PRA

れている。

system failure rates and rupture frequencies to support IFPRA. Since the completion of the initial work there have been four major revisions that

格納容器外の配管システムの経年影響を評価し、address new operating experience data as well as methodological refinements.

将来の内部溢⽔PRAにおけるこれらの経年影響に対処する能⼒を強化するためのEPRIの研究プログラム

An insight from this effort is that there is evidence of aging as manifested by progressively increasing failure rates as more recent experience isの取り組みについて記載している。

incorporated. For the raw water piping systems (e.g. circulating water and service water systems) the analyses imply increasing trends in failure
rate estimates from 2004, to 2010, and 2015.
The purposeof this paper is to describe the efforts in this EPRI research program to evaluate aging effects in piping systems outside thecontainment and to enhance the capability to address these aging effects in future internal flooding PRAs.

INSIGHTS GAINED

福島原発事故後の SMIRT 24

As a part of the post-Fukushima activities, licensees performed (and NRC staff have reviewed) seismic and flooding walkdowns and revaluated

福島原発事故後の⽶国原⼦⼒発電所における地FROM POST-

⽶国原⼦⼒発電seismic and flooding hazards for all operating reactors sites.

震と溢⽔のハザードの再評価から得られた知⾒につい

FUKUSHIMA

所における地震と溢REVIEWS OF

⽔ハザードのレビュー US.NRC（⽶A number of insights have been gained from these activities, interactions with the industry and other government agencies, development of the

SEISMIC ANDから得られた知⾒(2017)て記載している。
industry and the NRC staff guidance documents, and plant-specific inspections and audits as a part of the review process. These insights relate to

知⾒は、技術的な問題、ガイダンス、技術と必要なFLOODING

technical issues, guidance, gaps in technology and needed research, and enhancements in review and regulatory processes. The principal

研究のギャップ、およびレビューと規制プロセスの強化に

HAZARDS AT

objective of this paper is to describe these insights.

係るものである。

OPERATING U.S.
NUCLEAR POWER
PLANTS SITES国）

表３ー３(8/12) 内部溢水PRAに関する論文調査結果（2015～2019）
論⽂名

出典/著者所属
Koreanアブストラクト

論⽂記載内容Internal Flooding

低出⼒および停⽌Probabilistic Safety

時のOPR-1000プ Nuclear

Assessment of an

ラントの内部溢⽔

Society

OPR-1000 Plant

PSA

SpringThis IF-PSA was performed for low power and shutdown (LPSD) state of the OPR-1000 using a part of the EPRI draft guidance report. In 2009,

during Low Power

Meeting

EPRI published a guideline for the development of IF-PRA that addresses the requirements of the ASME/ANS RASa-2009 PRA consensus

and Shutdown(2016)

standard. The EPRI guideline delineates a level of detail and assessment complexity that has been significantly increased with respect to the

低出⼒および停⽌時の溢⽔事象解析の結果による

guidance for IF assessment performed for the individual plant examination (IPE) to address Generic Letter 88-20.

と、リスクは2.72E-09 /年と評価された。

Operation

This document is intended to evaluate an internal flooding PSA for a Korean NPP as a part of efforts to develop a Korean site risk profile (KSRP)EPRIガイダンスレポート（ドラフト）の⼀部を使⽤しbased on all-mode, all hazard level 1/2/3 PSA including the extreme risk factors.

て実施された韓国原⼦⼒発電所OPR-1000プラン
トの低出⼒および停⽌時の内部溢⽔PSAの結果につ

KAERI（韓国）

いて記載している。

POS 02、03、04A、10、11、12B、13、およびThe main differences include:

14の炉⼼損傷頻度は、スクリーニング基準の1.0E-• A more systematic approach to the definition of flood area

07 / yrよりも低い。

• The identification, screening and analysis of flooding sources and scenarios• The calculation of the initiating-event frequency(IEF) based on the actual length and characteristics of the piping• The inclusion of spatial effects such as spray from pipe leaks• The specific documentation associated with the plant walkdowns

Among these differences, this research focused on the third and fourth items when performing the internal flooding PSA. This is done byidentifying the pipe and fluid characteristics, assessing the pipe pressure, characterizing the pipe (i.e., pipe diameter, length, etc.) and determining
the pressure boundary failure frequency. The results were summed for the various piping systems within a given flood area to arrive at an overall
internal flood initiating frequency for a given flood mode (i.e., spray, general flood, or major flood) for that particular area by each POS (Plant
Operational State).
In this initiating event frequency evaluations, the POS duration time is especially considered to get the real values for LPSD state.
Characterizations of spray scenarios were evaluated to determine their impact on plant risk caused by internal flooding events.
This paper summarizes the results and highlights ofthe internal flood analysis performed for the OPR-1000 plant during the low power andshutdown operation.
According to the results of flooding event analysis during low power and shutdown operation, a risk was assessed to be 2.72E-09/yr. The coredamage frequencies for POS 02, 03, 04A, 10, 11, 12B, 13 and 14 were lower than the 1.0E-07/yr of screening criteria.

表３ー３(9/12) 内部溢水PRAに関する論文調査結果（2015～2019）アブストラクト

論⽂記載内容Internal Flooding

論⽂名

EPRIガイドラインを KoreanThis document is intended to reevaluate an internal flooding PSA for a Korean NPP as a part of efforts to develop a Korean site risk profile (KSRP)EPRIガイダンスレポート（ドラフト）の⼀部を使⽤し

PSA Reevaluations

使⽤した内部溢⽔ Nuclear

based on all-mode, all hazard level 1/2/3 PSA including the extreme risk factors. This IF-PSA was updated using apart of the EPRI draft guidance て再評価された韓国原⼦⼒発電所OPR-1000プラ

using the EPRI

PSAの再評価

Societyreport. In 2009, EPRI published a guideline for the development of IF-PRA that addresses the requirements of the ASME/ANS RASa-2009 PRA

Autumnconsensus standard. The EPRI guideline delineates a level of detail and assessment complexity that has been significantly increased with respect toMeeting

the guidance for IF assessment performed for the individual plant examination (IPE) to address Generic Letter 88-20.

Guideline

出典/著者所属(2015)

ントの内部溢⽔PSAの結果について記載している。
71の溢⽔区画で合計265の溢⽔シナリオが特定され、AIMS-PSAを使⽤して定量化された。 より現実

The main differences include:

的なリスクを得るために、12の溢⽔区画について定量

KAERI（韓• A more systematic approach to the definition of flood area

的詳細解析が実施され、内部溢⽔事象に起因する国）• The identification, screening and analysis of flooding sources and scenarios

CDF全体の点推定値4.47E-07 / yrを⽰してい• The calculation of the initiating-event frequency(IEF) based on the actual length and characteristics of the piping

る。

• The inclusion of spatial effects such as spray from pipe leaks• The specific documentation associated with the plant walkdowns
Among these differences, this research focused on the third and fourth items when performing the internal flooding PSA. This is done byidentifying the pipe and fluid characteristics, assessing the pipe pressure, characterizing the pipe (i.e., pipe diameter, length, etc.) and determining
the pressure boundary failure frequency. The results were summed for the various piping systems within a given flood area to arrive at an overall
internal flood initiating frequency for a given flood mode (i.e., spray, general flood, or major flood) for that particular area. Characterizations ofspray scenarios were evaluated to determine their impact on plant risk caused by internal flooding events.
This paper will discuss the results of each of IF PSA implementation steps.

This IF-PSA was updated using a part of the EPRI draft guidance report. Total 265 flooding scenarios for the 71 flood areas were identified andquantified using the AIMS-PSA. The quantitative detailed analysis was conducted for 12 flood areas to get more realistic risk.
D000-ESWA flooding is dominant contribution to total CDF, and it provides about 32% of the total CDF. The most dominant cutset to CDF is the
combination of Div.B switchgear room cooling failure and its recovery failure after D000-ESWA flooding.
The flood area for the detailed analysis was nothing in the previous IF-PSA. Total 12 flood areas were identified for the detailed analysis in thisstudy, and the final result indicates a point estimate of 4.47E-07/yr for the overall CDF attributable to internal flooding events.

Internal Flooding

配管損傷頻度の分 ANS_PSA

PRA Refinement by

割による内部溢⽔

2019_Official three flood categories commonly considered are: spray events (1 gpm – 100 gpm), flood events (100 gpm – 2,000 gpm), and major flood

シナリオの溢⽔カテゴリをより⼩さな流量範囲に分割

Partitioning of Pipe

PRAの改良Program(予する⼿法、モデル結果への影響の⽐較、および⼿法のRupture Frequencies

A common approach for performing an internal flooding PRA (IFPRA) is to group various pipe rupture sizes for a given system by flow rate. The
events (>2,000 gpm).

稿）

より現実的なリスク指標を得るために、リスクが重要な適⽤から得られた教訓について記載している。
However, for certain systems, the three flood categories may result in an over conservative application of pipe rupture frequencies. By splitting up

WEC（⽶国） the flood categories of risk-significant scenarios into smaller flow rate ranges, more realistic correlation between scenario frequency and scenario
impacts can be obtained, which result in more realistic risk metrics.
This paper will provide the description of this methodology, comparison of impacts on model results, and lessons learned from application of themethodology.

表３ー３(10/12) 内部溢水PRAに関する論文調査結果（2015～2019）
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクトA CASE STUDY OF

溢⽔事象に対する

ANS_PSA

External flooding events such as local intense precipitation (LIP), flooding due to upstream dam failure, and coastal flooding due to storm surge

SIMULATION-

プラントの応答をモ

2017

or tsunami have the potential to interrupt nuclear power plant operations by challenging offsite power, threatening plant structures, systems and

BASED DYNAMIC

デル化するためのシcomponents (SSCs), and limiting plant access. Detailed risk assessments of external flood hazard are often needed while many unique challenges

ANALYSIS

ミュレーションベース

exist in modeling the complete plant response to the flooding event.

APPROACH FORの動的解析アプロー

MODELING PLANT

チのケーススタディ

A framework of simulation-based dynamic flood analysis (SBDFA) has been previously proposed to model the performance of SSCs and operator

RESPONSE TO

actions during an external flooding event. This paper presents a case study to apply the SBDFA framework in a LIP event. A state-based PRA

FLOODING EVENTS

modeling tool, EMRALD, is used in the study to incorporate time-related interactions from both 3-D physical simulations and stochastic failures into
traditional PRA logic models. An example EMRALD model and the associated 3-D flood simulation models are developed for the LIP event. The
quantification results from the EMRALD model and 3-D simulations are compared with those from a traditional PRA model using SAPHIRE.
The study shows that the dynamic flood analysis approach could be very useful in modeling plant response to external flooding events with theirappealing features. Additional thoughts from the study such as the potential roles the dynamic flood analysis approach might play now and in the
future are discussed.

Monte Carlo

確率論的溢⽔ハ

ANS_PSA

Development of Flood Hazard Curves (FHC) is a necessary step for the development of Fragility Curves as part of Probabilistic Safety Assessment

Simulations for

ザード評価のための

2017(PSA). The FHC, developed using a Probabilistic Flood Hazard Assessment (PFHA), illustrate the probability of water levels, flow rates, or velocities.

Probabilistic Flood

モンテカルロシミュ

The Fragility Curves used in the PSA process, illustrate the probability of system or component failure for a given load. Typically, these loads are

Hazard Assessment

レーション(or are derived from) water levels, flow rates, or flow velocities associated with an external flood event. An example site is used to illustrate theseries of calculations involved in a potential uncertainty analysis for flood protection, involving Monte Carlo simulations to evaluate potential levee
failure.

NUCLEAR POWER

ダムの故障による原 ANS_PSA

The aim of the article is to bring out the teachings brought by different aspects of the study, such as damfailure frequency calculation, global

PLANT FLOODING

⼦⼒発電所の溢

frequency of dependent phenomena assessment, and analysis off looding impact on the Nuclear Power Plant. First, the study examined the case

DUE TO A DAM

⽔︓教訓

2017

of a dam insufficiently drained off during a flood of its river. The assessment was performed with a tool developed at EDF. Initially unexpected

FAILURE:

main contributors to the dam failure were identified.The dam failure creates a wave that flows into the valley below. The confluence with another

TEACHINGS

river in the valley below had to be taken into account. The degree of dependence between the flood at the dam and the flood of the river in thevalley was characterized by using thetheory of statistical extreme values. Eventually, thefrequency of dam failure cumulated to the river flood
inthe valley was assessed. Then, at the Nuclear Power Plant, looking at the flooding field evolution during the hydraulic simulation, we noticed thatthe level of water on the NPP platform was not the only parameter to take into account when assessing materials losses.

論⽂記載内容表３ー３(11/12) 内部溢水PRAに関する論文調査結果（2015～2019）
論⽂名

出典/著者所属

アブストラクト

REVISION AND

ASME / ANS外ANS_PSAA significant effort has been under taken to update the ASME/ANS external flooding probabilistic risk assessment (XFPRA) requirements contained

EXPANSION OF

部溢⽔PR規格の2017

in Part 8 of the Standard for Level 1/Large Early Release Frequency Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications. This paper

ASME/ANS

改訂と拡張

provides an overview of the proposed revision of the XFPRA Standard as well as commentary on issues and challenges unique to XFPRA.

EXTERNAL

This paper provides an overview of the proposed revision of the XFPRA Standard as well as commentary on issues and challenges identified by the

FLOODING PRA

authors of the revision. It is noted that, at the time this paper was written, the revision of Part 8 is not officially balloted and approved by the PRA

STANDARD

Standards Committee. Therefore, this paper reflects the status of the revised Part 8 at a particular point in the revision process. Nonetheless,because this paper focuses primarily on challenges associated with XFPRA and the development of a consensus standard, the insights contained
herein remain valid.

Barriers to Proactive

沿岸溢⽔の準備に PSAM 14

Population Relocation おける積極的な⼈
in Preparation for(2018)

⼝移動の障壁Coastal Flooding

Coastal flooding due to climate change may affect more than 10 million people in the U.S., and well over 100 million worldwide, creating aneed for mass relocation and/or migration away from at-risk areas. Arguably, it would be preferable to gradually reduce the population living invulnerable areas before they experience severe flooding (to reduce loss of personal property, disruption, and the cost of emergency response), butthere seem to be numerous barriers impeding that goal. First, there are at least two different types of collective-action problems: collective action
between jurisdictions; and collective action between current and future residents. There are also competing factors that may make moving inland
undesirable, including not only coastal amenities, but also the economic benefits of agglomeration. The long time horizons involved in preparing
for coastal flooding make investment in preparedness almost inherently a government problem (due to its relatively low social discount rate), but
the wide range of federal, state, and local agencies involved may make it difficult for government to act effectively. Finally, psychic numbing may
limit the public support for measures that do not reduce the at-risk population by at least an order of magnitude or more.

Assessment of Flood

原⼦⼒発電所の溢 SMIRT 23

U.S.NRCʼs risk-informed regulatory framework incorporates the use of risk tools consistent with the Commissionʼs policy on the use of PRA. The

Fragility for Nuclear

⽔脆弱性の評価︓ (2015)

NRCʼs PRA Policy Statement formalizedthe Commission's commitment to risk-informed regulation through the expanded use of PRA. It states thatPower Plants:

課題と次のステップ

the NRC will increase the use of PRA methods in nuclear regulatory matters to the extent supported by the state-of-the-art in PRA methods andChallenges and Next

data and in a manner that complements the NRC's deterministic approaches.

Steps
Benefits expected from this approach are the consideration of a broader set of potential challenges to safety, providing a logical means forprioritizing these challenges based on risk significance, and allowing consideration of a broader set of resources to defend against these challenges.
Similar to other PRA applications used at the NRC, a PRA for external flooding involves multiple elements. One technical element of theexternal flooding PRA involves the evaluation of the fragility of flood protection features and other relevant structures, systems, andcomponents (SSCs) exposed to flooding.
There are several key challenges that arise related to development of flood fragility for flood protection features and flood-exposed SSCs at U.S.
NPPs. This paper describes these challenges and activities underway at the NRC related to assessment of flood fragility.
This paper focuses on the challenges associated with the second technical element related to flood fragilities as well as activities underway at NRC
related to assessment of flood fragility.

論⽂記載内容表３ー３(12/12) 内部溢水PRAに関する論文調査結果（2015～2019）
論⽂名

出典/著者所属
Nuclear

アブストラクト

Component fragility

原⼦⼒発電所のfor use in PSA of

PSAで使⽤するコン Engineering

natural origin. One of the important tasks of an external event PSA (EE-PSA) of an NPP is determination of component fragility. The fragility of a

nuclear power plant

ポーネントの脆弱性 and Designcomponent is the probability of its reaching a limit state condition on a particular level of demand caused by the hazard. The seismic fragility of(2017)

The accident of Fukushima NPP underscores the necessity of conducting PSA of an NPP against the hazards caused by external events ofcomponent is expressed by means of a double log normal model with three parameters – the median ground acceleration capacity Am, randomvariability bR and uncertainty bU in the median capacity.
There are direct and indirect methods to calculate fragility parameters Am, bR and bU. Direct method involves either analysis or testing. Indirect
methodis experience based method that maximizes the use of past experience in conjunction with plant walkdown. The parameters for windfragility Vm, bR and bU are estimated for different SSCs using design data(e.g. wall thickness, reinforcement, and anchorage) and variability
associated with the wind response and capacity. The parameters for flood fragility Hm, bR and bU are also estimated for different structures,
systems and components (SSCs) using design data and variability associated with the flood response such as inundation depth and capacity suchas installation height. However, it generally shows more cliff-edge shape without any special barriers (e.g. protective walls, water-tight doors andsealing countermeasures). It means that flood fragility is highly path-dependent and thus flood hazard is influenced by barriersʼ fragility.
The paper reviews the available open literature and summarizes the development of methods for deriving the fragility parameters of NPP
components for use in PSA against seismic ground motion, windand tsunami induced flood hazard. The paper also briefly discusses thecomponent fragility for external event PSA of multiple NPP units at a site for natural hazards like earthquake, wind and flood. The state-of the-art
of seismic fragility analysis for NPP component is in matured level, while that of flood hazard inearly stage of development and wind hazard innascent stage.

論⽂記載内容表３−４(1/2) 不確実さ・感度解析
発表先
PSA2017

タイトル
Uncertainty and Sensitivity Analysis of LSTF Small Break LOCA Tests Using
RELAP5 and RAVEN

概要
所属、氏名
RAVEN/RELAPコードを用いた、不確かさを持つパラメータ（過去のBEPU研究時のPIRTを使用）をランダムサ
I. Kinoshita（INSS）
ンプリングしたLOCA解析。LSTF(ROSA/Large Scale Test Facility）用LOCA試験条件の決定に利用。
SOKC（State of knowledge correlation）がリスクに与える影響、SOKCの影響をノミナルカットセットに取り込 M. Lloyd（Risk Informed Solutions Consulting
む簡潔かつ実用的な手法の提案（不確かさ解析不要）。
Services）
Fire Dynamics Simulatorでシミュレートした結果をSmartUQソフトでエミュレーション（ガウス過程回帰モデルでC. Worrell（WEC）
フィッティングした代理モデル）し、Matlabで不確実性を定量化（現実的な時間で評価可能）

PSA2017

Simple Method to Account for the State of Knowledge Correlation

PSA2017

Emulation-Based Uncertainty Quantification of a Fire Dynamics Simulation

PSA2019

State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses Project: Uncertainty
Analyses for Station Blackout Scenarios

SOARCA UAs の紹介。MELCORやMACCSの不確かさを持つパラメータが紹介されている

S. Tina Ghosh, Hossein Esmaili, Alfred Hathaway(NRC), Nathan Bixler, Dusty Brooks, Matthew
Dennis, Douglas Osborn, Kyle Ross, Kenneth
Wagner (SNL)

PSA2019

State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses Project Uncertainty
Analyses: Insights on Accident Progression and Source Term

MELCORの不確かさ（＝ソースターム不確かさ）がLCF（潜在的がん死亡率）リスクに影響する。MELCORとMACCSの重要パラメータが紹介されている。感度解析結果も紹介されている

S. Tina Ghosh, Hossein Esmaili, Alfred Hathaway(NRC), Nathan Bixler, Dusty Brooks, Matthew
Dennis, Douglas Osborn, Kyle Ross, Kenneth
Wagner (SNL)

PSA2019

State-of-The-Art Reactor Consequence Analyses Project Uncertainty
Analyses: Insights on Methodologies

MELCORソースターム不確かさ評価に4つの回帰手法を検討。3つの回帰手法が有効であることを紹介。

S. Tina Ghosh, Hossein Esmaili, Alfred Hathaway(NRC), Nathan Bixler, Dusty Brooks, Matthew
Dennis, Douglas Osborn, Kyle Ross, Kenneth
Wagner (SNL)

PSA2019

State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses Project Uncertainty
Analyses: Insights on Offsite Consequences

PSA2019

Quantification of the Uncertainty Due to State-of-Knowledge Using ROAAM+
Framework for Nordic BWRs

PSA2019

An Approach to Fire Probabilistic Risk Assessment Modeling, Uncertainty
Quantification and Sensitivity Analysis

PSA2019
PSA2015
PSA2017

Understanding and Effectively Managing Conservatisms In Safety Analysis -Non-Reactor Nuclear Facility Example
Quantifying Organizational Factors In Human Reliability Analysis Using the Big
Data-theoretic Algorithm
Multi-Unit Accident Effects on Safety Goal Quantitative Health Objectives:
Insights from a Two-Unit Case Study Involving Two Representative U.S. Nuclear
Power Plant Sites

S. Tina Ghosh, Hossein Esmaili, Alfred Hathaway(NRC), Nathan Bixler, Dusty Brooks, Matthew
Dennis, Douglas Osborn, Kyle Ross, Kenneth
Wagner (SNL)
異なる知識段階をもつパラメータを含むリスクの定量化の手法を構築する取り組み。パラメータの不確実さやSergey Galushin(Royal Institute of Technology),
知識不足等の課題に関連。
Dmitry Grishchenko, Pavel Kudinov (KTH)
ROAAM+適用による不確かさ低減検討（追加の知識による不確かさ低減例）
より完全性を高めた火災PRAの不確実さ解析の手法を提案。火災進展モデルにおける保守性やバウンディン
P. Boneham, G. Georgiev, P. Guymer (Jacobsen
グの必要性を取り除くことにより実施。EPRIの委託。
Analytics Ltd)
エクセルのモンテカルロアドイン（Crystal Ballc）を用いた不確かさを考慮した火災影響評価。
Bayes更新を用いる不確かさ評価・低減例等の紹介（詳細はJournal paperにするとのこと）

S. Krahn（Vanderbilt University）

HRAのPSFに関連する組織メカニズムを定量化するための新しいビッグデータ理論の方法論とアルゴリズムを紹介。感度解析を用いて重要因子を抽出（分析を効果的に実施可能）。

J. Pence（University of Illinois）

マルチユニット間の相関や時間のずれにかかる感度解析結果。健康影響への寄与の大きさが論じられている
D.W. Hudson（USNRC）（MACCSコード使用）。
S. Zhang（Institute of Nuclear and New Energy
Technology）

PSA2017

Treating Common-Cause Failures in Multi-Unit PRAs

2つのユニットで、CCF無相関、同一CCCG（完全相関）の感度解析を実施。高次MGLモデルの優位性に言及。

PSA2017

Global Sensitivity Analysis to Rank Parameters of Stress Corrosion Cracking in
the Spatio-Temporal Probabilistic Model of Loss of Coolant Accident
Frequencies

劣化状態の不確かさを評価するために、グローバル感度解析（GSA）を実施（入力が非線形かつ相互に影響
W.C. Cheng（University of Illinois）
しあう場合の感度解析）。劣化プロセスには温度が最重要パラメータであることが示唆された。

PSA2017
PSA2019
PSA2019
ASRAM2018
ASRAM2018

Probabilistic Fault Displacement Hazard Analysis for Regulatory Decision-Making:A Case-Study for KRSCO, Slovenia
Decision Making for ACtive and Passive Safety Systems Alternative: Preliminary
Assessment
An Approach To Fire Probabilistic Risk Assessment Modeling, Uncertainty
Quantification and Sensitivity Analysis
Research on the Reliability Design of Digital Control System in Nuclear Power
Plants Based on Sensitivity Analysis
Preliminary In-containment Source Term Uncertainty Analysis for Korean
NPPs using MELCORPFDHA（確率論的断層変位ハザード分析）の結果のより良い理解のために、感度分析を使用。断層の影響に
R.C. Quittmeyer（RIZZO Associates）
最も効くパラメータは断層との距離。
静的安全系や動的安全系の選定の意思決定に感度解析を適用するとよいという提案

L. Burgazzi（ENEA）

特段の情報なし（火災PSAに感度解析を適用するとよい程度）

P. Boneham（Jacobsen Analytics Ltd.）表３−４(2/2) 不確実さ・感度解析
発表先
ASRAM2018
ASRAM2019ASRAM2019ASRAM2019
PSAM14
PSAM14
PSAM14
PSAM14

PSAM14

タイトル
Sensitivity Analysis of Source Term in the accident of Fukushima Dai-ichi
Nuclear Power Station Unit 1 using THALES2/KICHE
Sensitivity Analysis of the Climate on the PCCS Behavior in AP1000
A Trend Analysis of Loss of Decay Heat Removal Events during Shutdown
Conditions and Sensitivity Analysis for APR1400 LPSD PS
Bridging the Gap between Risk Analysis and Risk Management Decisionmaking
Sequoyah SOARCA Uncertainty Analysis of a STSBO Accident
State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses Project: Sequoyah
Uncertainty Analysis Methods and Insights
Analysis of PWR Station Blackout Sequence Using MELCOR and Generic
Severe Accident Management Guidelines within a Human Reliability Model
Source Term Prediction Software in Case of Severe Accidents: FaSTPro for
Shutdown States

Risk Analysis Framework for Decision Support for Severe Accident Mitigation
Strategy in Nordic BWR

概要

SOARCAプロジェクトで対象となったセコイア発電所のState-of-the -Artモデル。
→不確定性
SOARCAプロジェクトで対象となったセコイア発電所のState-of-the -Artモデル。
→不確定性？
SAMGとMECOR解析、PRAの関連についてまとめた論文→不確定性？
ソースターム関係なので、レベル2ＰＲＡの不確定性の話を含む。
The success of the strategy requires formation of a coolable porous debris bed; no energetic steam
explosion that can threaten containment integrity. Both scenario (aleatory) and modeling (epistemic)
uncertainties are important in the assessment of the failure risks.
Risk Oriented Accident Analysis Methodology (ROAAM+) is a tool for assessment of failure probability toenable robust decision making, insensitive to remaining uncertainty.
→不確定性

所属、氏名

表３−５ リスク統合
発表先
PSA2017
PSA2017
PSA2019

タイトル
WGRISK Site-Level PSA Project: Status Update and Preliminary Insights for the
Risk Aggregation Focus Area
Multi-Hazard Risk Aggregation in Support of Risk-Informed Decision Making
An Approach to Developing an Integrated Site Probabilistic Risk Assessment(PRA) Model

PSA2019

A Review of Selected Multi-Unit PRA Issues

PSA2019

Methodological Approach for a Hydrological Hazards PSA for a Multi-Unit, MultiSource Site

PSA2019

Discussion of Risk Aggregation in Three Dimensions for Various Risk Hazards

PSA2019

Whole-Site Risk Characterization Approaches in Canada: Regulatory andTechnical Challenges

PSA2019

Insights From A WGRISK Activity on The Status of Site-Level PSA
Developments

概要
所属、氏名
各国のリスク統合状況の調査結果、およびマルチユニットのリスク統合時の注意点（単純にn倍化は無理）を
S. Yalaoui（CNSC）
提示。
EPRIのリスク統合フレームワークを、2つのパイロットプラントに適用した例。
R. Boyer（Duke Energy）
統合サイトリスクの定義を提案。また、NRCの提案する統合サイトPRAモデルの開発のための技術的なアプ
D. W. Hudson (NRC)
ローチについて説明。
マルチユニットPRAとその利用に存在する誤解釈や混乱といった問題、並びにそれらの問題のマルチユニット
リスク尺度、安全目標、及びリスクに基づく実践への潜在的な影響に関する議論。この中では、マルチユニッ Mohammad Modarres (Univ of Maryland)
トの課題と有望な方法、あるべきスコープ、リスク指標の重ね合わせ、放射能放出源間の依存性を議論。
リスクの積算による個別プラントPSAからサイトレベル用への拡張及び内部／外部ハザード対応の拡張手法の紹介。レベル1PSAのサイトリスクの統合に関する議論あり。
マルチユニットサイトのリスク統合を実施したとの記載あり（ただし具体的な記述なし）
様々なハザードのリスクの3つの要素（次元）に関するリスク統合についての議論。3つの要素は運転に関する事象、設計欠陥、及び外的事象。
個々のPRAを寄せ集めるだけではうまくいかないとの記載のみ
CANDU炉におけるサイトPSAのモデル化手法に関する議論。リスク尺度についても言及。また、モデル化手法に関して、考察や規制上や技術上の課題についても議論。
CANDU炉のマルチユニットリスク（統合したマスターPSA、及びユニットPSAの慎重なリスク統合で評価）
マルチユニットサイトのリスク統合方法に係る議論（単純に加算、集計されたリスク全体を定量化する統合
PSAモデル）。定性的なリスク洞察が別途必要となる可能性あり。各国の個別情報をIAEAが集約しようとしている。

Matthias Utschick, Siegfried Babst, Gerhard
Mayer, Marina Röwekamp, Christian Strack (GRS)
Robert J. Wolfgang (JENSEN HUGHES)

Smain Yalaoui, Yolande Akl (CNSC)

Y. Akl（CNSC）

表３−６ 安全目標・性能目標
発表先PSA2015
PSA2017
PSA2019
PSA2019
PSA2019
PSA2019
PSA2019
ASRAM2018
ASRAM2018
ASRAM2018
ASRAM2018

タイトル
Multi-Unit Nuclear Plant Risks and Implications of the Quantitative HealthObjectives
WGRISK Site-Level PSA Project: Status Update and Preliminary Insights for the
Risk Aggregation Focus Area
Re-Evaluating the Current Safety Goals

概要
所属、氏名
サイト全体のリスクに適用される安全目標またはQHOは無いが、SOARCA研究結果を利用できる可能性に言M. Modarres（University of Maryland）
及。
Safety Goaにかかる国際調査を実施。CANDU OGは内部／外部のリスクを統合するためのいくつかのオプ
S. Yalaoui（CNSC）
ションを特定したとのこと。
安全目標の再評価に関する考察。1F事故における非常に大きな社会コスト等に言及。
Vinod Mubayi (Consultant), Robert Youngblood(INL)
社会目標を考慮すると、安全目標は「大規模かつ長期的な避難の可能性を最小限にする」必要がある

Technical Evaluation of the Margins Between Established Risk Goals and Health
健康目標とリスク目標のマージンの技術的評価に関する報告。安全目標・性能目標に関連。
Objectives for Nuclear Power Plants
A Source Term Evaluation for A SGTR Accident
韓国のSafety goalの紹介、及び現実的なSGTR評価の実施（ソースターム再評価）
Insights From A WGRISK Activity on The Status of Site-Level PSA
サイト全体の安全目標がない（問題提起）
Developments
Whole-Site Risk Characterization Approaches In Canada: Regulatory and
サイト全体の安全目標がない（問題提起）
Technical Challenges
Efforts to Establish the Standard on Risk-Informed Decision Making by Standards
Committee of Atomic Energy Society of Japan (Part 1)
Efforts to Establish the Standard on Risk-Informed Decision Making by Standards
Committee of Atomic Energy Society of Japan (Part 2)
Experience with the Risk-Informed Reactor Oversight Process in the UnitedStatesIntroduction of JANSI and its Activities of Risk Management in Japanese
Nuclear Industries

Fernando Ferrante (EPRI), Stuart Lewis(JENSEN HUGHES), Doug True (NEI)
H. Shin（Hanyang University）
Y. Akl（CNSC）
S. Yalaoui（CNSC）

表３−７ 設計（変更）・OLM
発表先PSA2015
PSA2015
PSA2019

タイトル
MSPI Driven Safer Nuclear Power Plant ? Callaway Energy Center
Dynamic Simulation Probabalistic Risk Assessment Model for An Enceladus
Sample Return Mission
Assessing the Impact of TSTF 505 Initiative 4b Risk-Informed Completion Timeson Baseline Risk

概要
MSPI（Mitigating System Performance Index）を指標として、設計段階でリスクを低減
ESRM（Enceladus（土星の第2衛星） Sample Return Mission）プロジェクトにリスクを考慮・反映した設計を行った例。
TSTF 505 Initiative 4bを適用した場合のAOTの評価について報告。

所属、氏名
H. Jiang（TVA）
C.J. Mattenberger（NASA）
Antonios M. Zoulis (NRC)

Brian Burgio (JENSEN HUGHES), Shannon
検査間隔の延長による独立故障／共通現故障の失敗確率の調整を含むExelon社の戦略から得られた洞察
Rafferty-Czincila (Exelon), Gordon Salisbury,を報告。
Nicholas Sternowski (JENSEN HUGHES)

PSA2019

Incorporation of Surveillance Frequency Control Program Risk Evaluations in
PRA Models

PSA2019

Use of Risk Insights in the Practical Implementation of Integrated Risk-Informed
IRIDMの実行における課題、解決方法及び推奨事項に関する議論。
Decision-Making Framework

PSA2019

A Condition-Based Probabilistic Safety Assessment Framework for the
Estimation of the Frequency of Core Damage Due to an Induced SteamGenerator Tube Rupture

Federico Antonello Francesco Di Maio
Condition-BasedのPSAの取り組みについて。CBPSAの結果に基づく保修計画の最適化によるSLBに誘発さ(Politecnico di Milano), Enrico Zio (Politecnico di
れるSGTRのリスクの管理の有用性を説明。
Milano/EdF/Kyung Hee Univ)

PSA2019

Complex Modeling for Surveillance Test Interval Extensions

点検や検査の間隔の延長のための検討。リスク重要度が高い機器についての評価の精緻化を紹介。

Justin Sattler, Matthew Johnson (JENSEN
HUGHES)

PSA2019Development of A Methodology for Early Integration of Safety Analysis Into
Advanced Reactor Design

PHA（Process hazard analysis)、ETA、FTAを早期に繰り返し、設計に反映すると良い、程度の簡単な記載

B. Chisholm（Vanderbilt University）

Probabilistic Maintenance Optimization for Fatigue-critical Components with
Constraint in Repair Access and Logistics

PRAを最適なメンテナンスに用いようというもの。
→設計（変更）･メンテナンス
This paper investigates a probabilistic maintenance optimization method allowing for repair delay and theincurred failure risk.

PSAM14

A New Layer to the PRA: Operational Performance Risk Assessment
Askin

The operational performance risk assessment (OPRA)
approach is introduced to support SCS decisions probabilistically to minimize/prevent unnecessary trips
and challenges to plant safety systems. OPRA identifies and ranks the success paths, combination of thenon-safety systems and components, with the real-time failure data using event tree/fault tree method.
運転パフォーマンスリスク評価。プラントが不要なトリップすることを防ぐ。
→メンテナンス

PSAM14Significance of Condition-Based Probabilistic Risk Assessment Using
Data-At-Scale: A Case Study

An ongoing research at Idaho National Laboratory is developing a condition-base probabilistic risk
assessment (CB-PRA) capability using aging and degradation data-at-scale,maintenance record information,and reactor operation cycle details.
状態ベースのPRA。メンテナンス記録、運転サイクルなどを活用→設計変更、メンテナンス

PSAM14Time-Dependent Reliability Analysis of Nuclear Hybrid Energy Systems
原子炉の複合設備の信頼性評価

This paper focuses on developing a framework for comprehensive time-dependent reliability
analysis of a nuclear hybrid energy system (NHES) design.
総合的な時間依存モデルの検討→設計変更、メンテナンス

PSAM14

Stuart Lewis, Gareth Parry, Donald Dube, Doug
True (JENSEN HUGHES), James Chapman(James Chapman Consulting LLC)

発表先PSA2015
PSA2017
PSA2019
PSA2019
ASRAM2018
ASRAM2018
ASRAM2018
ASRAM2019ASRAM2019

PSAM14

表３−８ 設計基準と確率論の融合
タイトル
概要
Risk-Informed Determinism: An Alternative To Risk-Informed Regulation for
RID（risk-informed determinism）適用にかかる4つの例を提示。過度な保守性によってRIDやRIR（riskEstablishing New Or Totally Replacing Existing Licensing Bases
informed regulation）が骨抜きにならないように、工夫が必要。
The "Incredible" Difficulty of Proving "Incredibility"?Example of Fire-Induced
指標”Incredibility”を用いたrisk-informedな決定論的手法の提案
Multiple Spurious Operations
Risk-Informed Acceptance Criteria for Evaluating Leak-Before-Break in Piping
配管の破断前漏えい確率評価について、受容可能な基準や関連規制の歴史、モデル化手法を検証。
Susceptible to Primary Water Stress Corrosion Cracking Degradation
Office for Nuclear Regulation— Risk Informed Regulatory Decision Making
英国の規制組織ONRにおけるRIDMの取り組みの紹介。
Main Applications of Probabilistic Safety Analysis Technology in Nuclear Power
Plant Design In China
PSA-Based Design Extension Analysis of Existing PWR Plant andApplication in Advanced PWR Plant’s Design
The Applications of PRA Technique in Implementing the Maintenance Rulefor NPP
Research on the Method of Setting Performance Criteria in Maintenance
Rules
The PSA Applications in the Design Process of HPR1000

Main results and conclusions of the OL3 Level 1 and Level 2 PSAs for theoperating license in connection with the fulfillment of the regulatory
requirements

所属、氏名
H.V. Raymond（USNRC）
H.V. Raymond（USNRC）
Sara Lyons, Mohammad Modarres (Univ ofMaryland)Joshua Gordon, Shane Turner (ONR)

The EPR plant in Olkiluoto (OL3) in Finland has been designed to comply with current international safety
principles, Finnish regulatory requirements and the European Utility Requirements, including a management
strategy for core melt accidents.
The operating license application for the Olkiluoto EPR in Finland requires plant-specific full-scopeLevel 1
and Level 2 PSAs which need to fulfil the Finnish regulatory requirements.
The FMEA approach was used as a link between system design and fault tree modeling.
→設計とPRAの融合

表３−９ 目的とリスク評価の詳細度
発表先PSA2015

タイトル
How To Explain Post-Core-Damage Operator Actions for Human Reliability
Analysis (HRA): Insights From A Level 2 HRA/PRA Application

概要
運転員手順の詳細度の話（目標やリスク評価とは別物）
デジタルI&C用PSAモデルの機能説明（詳細度の話を含む）。デジタルI&Cシステムは詳細なFTとなるが、プ
ラントリスク評価を行う際はスーパーコンポーネント化する等の対応が重要。
デジタルシステムのFTの詳細度に係る一般的な議論（上記に同じく、共通原因等を適切に扱えるレベルでモデル化すればよいとのこと）所属、氏名S.E. Cooper（USNRC）

PSA2015

Oconee Digital Protection System PSA Model

PSA2015

NRC Research on Digital System Modeling for Use in PRA

PSA2015

Screening Analysis Approach Used In the Evaluation of External Flood and Other
革新的スクリーニング法の論文。本スクリーニング手法適用には、PSAの詳細度を上げる必要があるかも、とHazards for the U.S. Nuclear Regulatory Commission Full-Scope Site Level 3
A.F. Gilbertson（USNRC）
主張。
Probabilistic Risk Assessment

PSA2015
PSA2017First set of Methodological Elements for Graded Probabilistic Assessment ofExternal Flooding at EDF
A Hierarchical Tree-Based Decision Making Approach for Assessing theTrustworthiness of Risk Assessment Models

J.S. Allen（Duke Energy）
M. Li（USNRC）

詳細度については特段の情報なし（外部ハザードに対する詳細度や必要な手段に関する情報が不足（レアなC. Luzoir（EDF）
事象発生頻度も））リスクモデルの信頼性を評価するための階層ツリーベースの意思決定アプローチ開発。詳細度の異なる2つ
T.B. Mustafal（EDF）のリスクモデルを比較（詳細度にかかる論文ではない）表３−１０ 知識不足
発表先
PSA2015
PSA2015
PSA2015
PSA2015
PSA2017
PSA2017
PSA2017
PSA2019
PSA2019
PSA2019
PSA2019

発表先PSA2017
PSA2017
PSA2019
PSA2015

タイトル
Advances In Wind Hazard and Fragility Methodologies for HW (High Wind) PRAs
A Demonstration of Dynamic Methods for Addressing Passive Safety System
Reliability
Hybrid Dynamic Event Tree Sampling Strategy In RAVEN CodeApproaches, Illustrative Findings and Recommendations In Tsunami Risk andFragility Modeling
IDPSA Approach to Assess the Potential of a Thermally Induced SteamGenerator Tube Rupture
A Mechanistic Reliability Assessment of RVACS and Metal Fuel Inherent
Reactivity Feedback
Issues in Dependency Modeling in Multi-Unit Seismic PRA
A Simplified Probabilistic Model for Flywheel Integrity using “R”
Quantification of The Uncertainty Due To State-of-Knowledge using ROAAM+
Framework for Nordic BWRs
An Approach To Fire Probabilistic Risk Assessment Modeling, Uncertainty
Quantification and Sensitivity Analysis
Quantitative Risk Analysis Support to Decision-Making for New Systems

概要
認知の不確かさを考慮に入れた強風リスク解析（不確かさにかかる検討はない）

所属、氏名
L.A. Twisdale（Applied Research Associates, Inc.）

図4に認知の不確かさを表現したETがあるが、数値の根拠等はなし

A. Brunett（ANL）

Epistemicなパラメータとして、シミュレータの摩擦係数やモデルパラメータを挙げている。
A. Alfonsi（INL）
津波リスク評価を偶然の不確かさと認知の不確かさを考慮して実施。表に値が記載されているが導出方法はR.T. Sewell（R.T. Sewell Associates）
不明。
認知の不確かさの大部分は、機器故障もしくはHEP、他は解析コードの物理モデルのパラメータ。偶然の不M. Kloos（GRS）
確かさと認知の不確かさの重ね合わせはMCDETで評価
2つの不確かさの説明をしているが考察なし。

D. Grabaskas（ANL）

複数の機器の不確かさを取り扱う手法（Reed-McCann手法）の説明
フライホイールの故障モデルの認知不確かさを振った計算（感度解析）

T. Zhou（University of Maryland）
R. Schneider（WEC）

ROAAM+ではEpistemic不確かさを、second-order probability（証拠理論）として扱うことが記載されている

S. Galushin（Royal Institute of Technology）

火災誘起故障確率評価における不確かさのモンテカルロ計算で、偶然と認知を別のループで回す（2Dモンテ
B. Boneham（Jacobsen Analytics Ltd.）カルロ）。火災誘起故障確率は、火災発生高さ等の認知不確かさの影響を強く受ける。
意思決定に用いるPRAの限界に関する議論。
R. Youngblood (INL), H.Dezfuli (NASA)

表３−１１ 定性分析／評価・PRA のスクリーニング基準
タイトル
概要
所属、氏名
Lessons Learned from Incorporating Temporary Equipment into the Palo Verde NEI 16-06は3つのパートがあり、Tier1が定性分析、Tier2が準定性評価、Tier3がフルPRAとなっている。そのM. Wittas（Arizona Public Service）
Configuration Risk Management Program Using NEI 16-06
紹介のような論文
Technical Specification Surveillance Requirement Frequency Improvements in 内部事象のSTI（試験間隔変更）時の影響評価。PRAでモデル化されていない機器のSTIは定性的評価で検L.D. Nguyen（WEC）
Nuclear Power Plants via Risk-Informed Initiative-5b Approach
討する。
An Approach To Fire Probabilistic Risk Assessment Modeling, Uncertainty
FPRAモデルへの定性的分析の適用例。定性的なスクリーニング（静的機器は壊れないとする等）、定性的な
B. Boneham（Jacobsen Analytics Ltd.）
Quantification and Sensitivity Analysis
評価（煙ダメージは定量化しない等）について記載あり
Insights From IAEA Technical Meeting on Complementary Safety Assessment of
IAEAのSSG-3にScreening手法がまとめられている。レアかつ影響大のイベント（十分な技術的証明ができな
NPP Robustness Against the Impact of Extreme Events: Challenges and
I. Kuzmina（IAEA）
い）に係る疑義が示されている（補完的な評価手法開発が必要かも）。
Developments

PSA2015

Risk Metrics and Risk Ranking In PSA

PSA2017SPRA Alternate Screening Method

PSA2019

General Screening Criteria for Loss of Room Cooling In PRA Modeling

ASRAM2018

A Case Study on Quality Assurance and Quality Management of the
Software Development for the Probabilistic Safety Assessment Analysis
Using an Event Tree and a Fault TreeASRAM2018

Design and Development of Significance Determination Process System for
Nuclear Power Plant

外部ハザードのスクリーニング評価に、外部ハザード発生頻度×CCDP（内部ハザードPSAから保守的なTreeを持ってくる）を計算。前記が全CDFの10％である時の外部ハザード発生頻度をCriteriaとしてScreening T. Durin（IRSN）を実施しようというアイディア。
EPRIのSeismic Probabilistic Risk Assessment Implementation Guideをベースに新手法を構築。SPRAでは
R. Miller（ENERCON Services）
RLEはスクリーニングには大きすぎるので、SMAのRLEからの類推で新手法を提案
HVAC停止時の室温に係る具体的なスクリーニング手法の提案。Interference theory（モデル化かスクリーン
J.S. Beckton（WEC）
アウトかではなく、その合間の手法とのこと）を使用。

表３ー１２ (1/5) レベル２PRA研究マッピング（評価手法に関するもの）

大項目

中項目1

中項目2

対象

炉心溶融及びリロケーション

軽水炉

金属水反応

軽水炉

デブリ/冷却材相互作用（FCI）

軽水炉

炉内水蒸気爆発

小項目

論文

FCIは、落下する溶融物の組成や落下するプールのサブクール度などが影響。これらは炉心の溶融進展挙動が影響す るこ とから不確かさが大きい現象として認識されている。原子力規制委員が提案する「今後推進すべき安全研究の分野及びその実施方 (社）日本原子力学会，シビアアクシデント熱流動現象評価，平成13年3月.
針(シビアアクシデント(軽水炉)に関する研究計画」」にも重要項目として挙げられている。
[1]（社）日本原子力学会，シビアアクシデント熱流動現象評価，平成12年3月，平成13年3
溶融炉心が冷却水中に落下した場合に、溶融炉心の粒子化や微細化により冷却水への効率的な熱伝達が起こり、急激な圧力 月.
上昇や衝撃波が発生。衝撃波が伝播することで水蒸気爆発が発生する可能性がある。こ の水蒸気爆発による衝撃荷重によっ [2]S. Basu, T. Ginsberg, A Reassessment of the Potential for an Alpha-Modeて，原子炉（圧力）容器下部ヘッドの破損に至る，若しくは，炉心内の上方向のスラグ流が生じ，原子炉（圧力）容器上蓋を固定す Containment Failure and a Review of the Current Understanding of Broader Fuelるボルトを破壊し，上蓋がミサイル化して格納容器を破損させる可能性が指摘されていた（格納容器のαモ ード 破損）。米国サン Coolant Interaction Issues, Second Steam Explosion Review Group Workshop, NUREGディア国立研究所を中心とした専門家レビュー（SERG-2）の結果，溶融物の落下による高ボイド状態では，トリガリング自体の発 1524, August 1996.
生の可能性が低く，たとえトリガリングが発生したとしても原子炉（圧力）容器内外の構造物によってエネルギー吸収が生じ，格納 [3]（財）原子炉安全研究協会，シビアアクシデント対策評価のための格納容器イベントツ
容器破損まで至る可能性は極めて小さいとの結論が得られている[1]-[3](原子力学会標準レベル2PRA編付属書から抜粋)。
リーに関する検討，平成13年7月.

軽水炉

原子炉冷却系内熱水力挙動

原子炉容器破損及び原子炉容器内デ
ブリ保持

軽水炉

[1] S. Basu, T. Ginsberg, A Reassessment of the Potential for an Alpha-ModeContainment Failure and a Review of the Current Understanding of Broader FuelCoolant Interaction Issues, Second Steam Explosion Review Group Workshop, NUREG1524, August 1996.
TMI-2事故の分析及び種々の実験結果から，下部ヘッドとデブリ表面のクラストとの間に狭隘な隙間が形成され，クラストからの[2]（社）日本原子力学会，シビアアクシデント熱流動現象評価，平成12年3月，平成13年3
伝熱を阻害するとともに，下部ヘッドのクリープ変形によって隙間が広がり，冷却水が浸入して沸騰冷却によって下部ヘッドの加月.
熱を抑制するとの見方もある[1]。シビアアクシデント対策として制御棒案内管内への注水及び下部ヘッド外面を冠水冷却するこ[3]（財）原子炉安全研究協会，シビアアクシデント対策評価のための格納容器イベントツとが考えられており，この場合には制御棒案内管内及び下部ヘッド外面での沸騰冷却によってデブリの崩壊熱が除去され，下部リーに関する検討，平成13年7月. [4] S.V. Bechta et al., Experimental Study ofヘッド及び貫通配管の破損が回避され，原子炉（圧力）容器内で溶融物が保持される可能性がある[2]-[4](以上、原子力学会標Interactions Between Suboxidized Corium and Reactor Vessel Steel, ICAPP ’06-6054,
準レベル2PRA編付属書L(参考)から抜粋)。BWRプラントにおける原子炉容器下部は、多数の制御棒案内管があるなど複雑形状
2006. [5] 原子力研究開発機構、安全研究センター、平成30年度 研究開発・評価報告書を有しているので、原子炉容器が破損せず原子炉容器内デブリ保持が可能かどうかは不確かさがある。
研究開発課題「原子力安全規制行政への技術支援及びそのための安全研究」(中間評
原子力機構(安全研究センター、構造健全性評価研究グループ)で設計上の想定を超える事象における原子炉容器の損傷評価価),2019.
手法の整備を実施しており、来年度(令和2年度)以降に高度化及び実用化に向けた検討が計画されており、参考情報が得られる
ことを期待する。

原子炉容器からのデブリ放出

軽水炉

原子炉（圧力）容器破損時のデブリの放出挙動は，原子炉冷却系の圧力に依存する。低圧であれば，溶融物は破損口から 重力によって原子炉キャビティ又はペデスタルへ放出され，床上に堆積する。高圧の場合には高圧溶融物噴出となり，破損口から高速で噴出するため，原子炉キャビティのみならず広範囲に溶融物が分散する可能性がある(原子力学会標準レベル2PRA編付属書より抜粋)。

軽水炉

原子炉が高圧状態で破損すると、デブリ中の未反応金属成分と雰囲気中の水蒸気が反応すると，急激な温度上昇が生じ，格納容器雰囲気直接加熱現象（Direct Containment Heating: DCH）が発生する恐れがある。
原子炉（圧力）容器破損に伴う高圧溶融物噴出の後に，破損口からの高速のガス流によって溶融物が微粒子化して巻上げられ，格納容器空間に噴出し，溶融物の保有熱及び溶融物の金属成分と水蒸気との金属－水反応の発熱反応で格納容器雰囲気が直接加熱されることで、雰囲気に急速な加圧が生じ，格納容器が過圧破損する可能性がある。また，このときに金属－水反応で発生する水素及びその燃焼によっても格納容器加圧が加速される可能性がある。既存のDCH実験例としてSNLのSURTSEY試 [1](社）日本原子力学会，シビアアクシデント熱流動現象評価，平成12年3月，平成13年3
験施設で実施され、格納容器が大きく影響が厳しいPWRにおいても格納容器破損の確率は極めて小さいと知見が得られている。 月.
格納容器の加圧は，微粒子化した溶融物がどの程度格納容器空間に移行するかに依存し，原子炉キャビティから空間部へ到達 [2](財）原子炉安全研究協会，シビアアクシデント対策評価のための格納容器イベントツするまでの形状構造に大きく依存する。また，格納容器雰囲気直接加熱に関する実験結果から，原子炉冷却系の圧力が2MPa リーに関する検討，平成13年7月.
以下では，格納容器雰囲気直接加熱は発生しないことが分かっている[1] [2] (以上、原子力学会標準レベル2PRA編付属書より抜粋)。DCHの実験は水素燃焼リスクがあり実施は難しい。ただし、高圧溶融物噴出は、圧力容器下部に多数の制御棒案内管の貫通部を有するBWRプラントでは発生し難いと考えられること、また。新安全基準への対応として、電源喪失時においても可搬式
電源等を使用し逃し弁を開放するなど原子炉を減圧できる炉心損傷防止策が導入されており、1F事故前より格納容器健全性へのDCHの脅威は低下したと考えられる。ただし、最新知見の反映等によりDCHの格納容器早期破損頻度への寄与が無視できな
いと判断される場合には、研究を検討すべきであろう。

軽水炉

研究概要

プール水中に高温のデブリが落下する場合、水との相互作用[1]により一部が粒子化され、残りは連続層状デ ブリとして床面に広がる。これら微粒子化割合、床面でデブリの広がりの解析手法の高度化は、デブリの冷却性及びその後のデブリ・コンクリート
相互作用(MCCI)に影響する。デブリの冷却性及びMCCIの評価手法の構築は、シビアアクシ デント対策の1つである格納容器内
先行注水の有効性検討及びMCCI防止策検討において重要であり、原子力機構(安全研究センター、シビアアクシデント評価研究 [1]堀田ら,JASMINE Version 3 による溶融燃料－冷却材相互作用 SERENA2 実験解析、グループ)では、規制庁の受託研究において機構論的な溶融炉心／冷却材相互作用解析コードJASMINEを活用した溶融炉心冷 原子力学会和文誌 Vol.16, No.3, p139-152, 2017.
却性評価手法の構築を進めている。圧力容器下部に落下したデブ リの格納容器内での広がりは、デブ リの冷却性、格納容器
シェルアタック、その後MCCIの進行に影響する。原子力規制委員が提案する「今後推進すべき安全研究の分野及びその実施方
針(シビアアクシデント(軽水炉)に関する研究計画」」にも重要項目として挙げられ、研究が継続されている。

軽水炉

原子力規制庁は、溶融ジェットの微粒子化(ブレイクアップ)及び床面でのデブリ広がりに関する実験(DEFOR及びPULiMS実験)を [2] Y. Iwasawa, et.al.,Formation of Agglomerated Debris in Jet-Breakup Experiment with
溶融ジ ェットの微粒 スウェーデン国立工科大学(KTH)に委託し、手法構築に必要な検証データの取得を行っている。原子力機構では、規制庁からの Metallic Melt,ICON27-2163, 2019.
子 化( ブ レ イク ア ッ 受託研究においてKTHの溶融炉心の粒子化及び床面広がり実験のデータを活用し、JASMINEコードのモデル改良及び評価手 [3] T. Matsumoto et.al., Improvement of Ex-Vessel Molten Core Behavior Models for theプ）法の構築を進めている。KTHのDEFOR-A実験データに基づいて粒子群の凝集(アグロメレーション)による塊状物質の形成に係わ JASMINE Code, Proceedings of Koria-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics
and Safety(NTHAS10), N10P1143, 2016.
るモデルを改良[2][3]軽水炉

床面におけるデ ブリ
PULiMSは溶融ジェットを浅い水プール中に落下させ、床面でのデブリ広がりを観察した唯一の実験であり、本実験データを活用
広がり
し、JASMINEコードの表面クラスト層の形成を含む床面広がりモデルの構築[3]を実施している。

原子炉容器から のデ ブリ放出(高圧溶
融物噴出)

デブリ冷却性

格納容器内挙動概要

制御棒など低融点材料が最初に溶融・落下、その後に被覆材や構造物が落下する。異なる材料の共晶反応により、燃料は比較的低い温度で溶融することがある。TMI事故では、溶融プールとクラスト層が形成され、溶融物の下部への落下は複数の経路が (社）日本原子力学会，シビアアクシデント熱流動現象評価，平成13年3月.
推定されており、炉心の溶融進展には不確かさがある。MAAPはTMI事故で見られたように溶融プールが形成れるモデルであるのに対し、MELCORでは形成されないなど不確かさがある。
ジルコニウムの酸化に関わる研究は80年代に数多く実施され、Urbanic-Heidrich、Baker and Just、Cathcartなど多くの実験相関 G.Schanz,et.al., Advanced treatment of zircaloy cladding high-temperature oxidation in式が提案されている。炉心損傷事故時の炉心領域での反応は、被覆管外表面に形成される酸化膜中での酸素の移動速度に律 severe accident code calculations, Part I. Experimental database and basic modeling.,
速される。多くの実験相関式が開発されており、シビアアクシデント総合解析コードに導入され使用されている。
Nucl.Eng.Des. 232,75-84,2004.

[3] T. Matsumoto et.al., Improvement of Ex-Vessel Molten Core Behavior Models for the
JASMINE Code, Proceedings of Koria-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics
and Safety(NTHAS10), N10P1143, 2016.

表３ー１２ (2/5) レベル２PRA研究マッピング（評価手法に関するもの）

大項目

中項目1

中項目2
格納容器壁への溶融物接触

対象

小項目

軽水炉

格納容器内挙動

格納容器内でのデブリ・冷却材相互作
用(FCI)

論文

概要

デブリがドライウェル壁に接触して，ドライウェル壁が溶融貫通し，格納容器破損に至る可能性がある。本現象は、格納容器床へのデブリ広がりを含めたデブリの冷却性が影響するので、これらの研究が重要である。格納容器破損防止策としてデブリ落下前 (社）日本原子力学会，シビアアクシデント熱流動現象評価，平成13年3月.
にキャビティ(又はペデスタル)床に水張りする対策が考えられている。原子力機構(安全研究センター、シビアアクシデント評価研
究グループ)における規制庁受託研究において、デブリ冷却性に対する解析手法の構築が進められている。
溶融物がペデスタル床に落下する時に床上に冷却水がある場合又はデブリに注水する場合には，水蒸気爆発が発生する可能性がある。水蒸気爆発の発生のメカニズムは，原子炉（圧力）容器内の場合と同様である。水蒸気爆発は，圧力が高いほど，冷 [1]Nariai,H., Ame, Y., et. al., Study on Trigger Mechanism of Vapor Explosion, ICON却水温が沸点に近いほど発生し難いため，原子炉（圧力）容器内よりも格納容器内の方が相対的に発生し易い。水蒸気爆発が 9,(2001).
発生した場合には，冷却水中を衝撃波が伝播し，原子炉キャビティ壁（BWRではペデスタル壁）に動的な荷重が加わる。発生する [2]（財）原子炉安全研究協会，シビアアクシデント対策評価のための格納容器イベントツ
機械エネルギーは，トリガリング発生時の粗混合に寄与する溶融粒子の量に強く依存する[2][3] (原子力学会標準レベル2PRA リーに関する検討，平成13年7月.
編付属書から抜粋)。炉外におけるFCIは、酸化ウランなど不純物を多く含む溶融物であるため、水蒸気爆発が発生する可能性は [3]（財）原子力発電技術機構，重要構造物安全評価（原子炉格納容器信頼性実証事業）
極めて低いと考えられている[1]。エナジェッティックな現象ではなくとも、短時間での水蒸気発生に伴う格納容器健全性への影響 に関する総括報告書，平成15年3月.

軽水炉が懸念されるので、原子力規制委員が提案する「今後推進すべき安全研究の分野及びその実施方針(シビアアクシデント(軽水炉)に関する研究計画」において、重要項目として挙げられ、研究が継続されている。

原子炉建屋

デブリ・コンクリート相互作用(MCCI)

軽水炉

コンクリート侵食は接触面の温度が侵食限界温度以上で起こる。侵食限界温度，侵食速度及びガスの発生率は，コンクリートの組成，特に，骨材に使用している岩石種に強く依存する。国内で多く利用の玄武岩系や海外で利用の石灰岩系のコンクリートが多く使用され、玄武岩系のコンクリートでは一酸化炭素の発生は少ない。コンクリート侵食が継続すると非凝縮性ガスの発生によ (社）日本原子力学会，シビアアクシデント熱流動現象評価，平成13年3月.
る加圧，ベースマット貫通に至り，格納容器破損に至る可能性がある(原子力学会標準レベル2PRA編付属書から抜粋)。MCCIは、長年研究が実施されているが、未だ不確かさが大きく、原子力規制委員が提案する「今後推進すべき安全研究の分野及びその実施方針(シビアアクシデント(軽水炉)に関する研究計画」」にも重要項目として挙げられ、研究が継続されている。

水素関連(概要)

軽水炉

シビアアクシデント時にジルコニウム酸化反応等で発生する水素は、格納容器や原子炉建屋内で爆燃・爆轟を含む水素燃焼を引き起こす恐れがあり格納容器及び建屋健全性に脅威となりうる。新規制基準では、水素爆発による格納容器の破損及び原子炉建屋の損傷を防止するための設備及び手順が要求されている。建屋上部への水素排出装置や静的触媒式水素再結合装置の設置により、爆燃爆轟による建屋健全性への脅威は低下できる。本現象は水素燃焼・爆発のリスクが伴うため実験が難しいことから国際プロジェクトに参加しての研究が進められている。原子力機構では、国際プロジェクト等を通して取得した実験データを使用し、数値流体力学（CFD）解析コードOpenFOAMを用いた解析手法の構築を進めている。

水素関連(水素燃焼時の火炎伝播)

軽水炉

原子力機構(安全研究センター、シビアアクシデント評価研究グループ)では、仏IRSNで実施された水素爆燃実験ENACCEFを数 K. Motegi, et.al., CFD analysis of hydrogen flame acceleration with burning velocity
値流体力学(CFD)コードOpenFOAMを用いて実施し手法構築を進めている。水素燃焼に関する素反応を組み込んだソルバーと乱 models, NURETH-18,2019.
流モデルにより、乱流促進が火炎伝播の加速を引き起こす現象を定性的に再現できた。

水素関連(PAR有効性評価)

軽水炉

格納容器過圧破損

軽水炉

格納容器過温破損

軽水炉

格納容器貫通部のうち有機シール材が使用されている電気配線貫通部やフランジガスケット部は、高温により有機シール材(エ 日本原子力学会、シビアアクシデント熱流動現象評価、平成13年3月.
ポキシ樹脂)が損傷し、格納容器本体（シェル）や金属シール部などよりも先にリークが発生する可能性があり、NUPEC等で実験 日本原子力学会、シビアアクシデント時の格納容器内の現実的なソースターム評価、平成22年4月がなされ以下の文献に知見が整理されている。

格納容器外部冷却(シビアアクシデント対策に対する手法構築)

軽水炉

原子力機構(安全研究センター、熱水力安全研究グループ)では大規模格納容器(CIGMA：Containment InteGral measurement
Apparatus)を用いて、格納容器の外面冷却や水素移行・混合に関わるデータを取得するとともに、汎用の数値流体力学(CFD)
コードOpenFormを用いた解析を実施。過温破損対策の有効性検討などに必要な解析手法の構築を実施している。格納容器の H28安全研究センター報告会資料
外部(原子炉ウェル部)への注水による外部冷却に関わるデータ取得のため、格納容器内雰囲気として蒸気単相(CC-PL-01)及び蒸気・空気混合(CC-PL-04)での外部冷却実験を実施するとともに、CDFによる解析を実施

原子炉建屋の健全性

軽水炉

新規制基準では、地震時の外部事象評価の厳格化、リスク評価を含む多安全性向上評価に関する運用ガイドが施行。また、飛翔体(竜巻飛来物や飛行機等)衝突による規制が新設されている。原子力機構(安全研究センター、構造健全性評価研究グルー 原子力研究開発機構、安全研究センター、平成30年度 研究開発・評価報告書 研究開プ)では、1)地震時の機器・配管の健全性評価手法の構築、2)飛翔体衝突に係る原子炉建屋及び機器等の健全性評価手法の構 発課題「原子力安全規制行政への技術支援及びそのための安全研究」(中間評価),2019.
築を実施している。H30下期から構築した手法を原子力機構施設に適用した、原子炉建屋・機器・配管に係わる損傷確率評価手法の妥当性確認を進めている。

軽水炉

水素濃度低減対策の一つである静的触媒式水素再結合装置（PAR）の有効性を評価する手法の整備を目指し、OECD/NEAM. Sato, T et.al.,Thermofluid Dynamic Analysis for THAI Tests with Passive Hydrogen
THAI計画で実施された大規模空間内でのPAR性能評価実験HR5他について解析を実施。PARによる水素再結合速度は、触媒 Recombiner, 8th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSARに流入する水素及び酸素の体積分率並びに圧力に対する相関式を用いることで、実験における格納容器水素濃度履歴をよく再 2017), 2017.
現する結果が得られている。
静的な格納容器加圧については、米国サンディア国立研究所(SNL)や原子力発電技術機構(NUPEC)を含む国際プロジェクトなど 日本原子力学会、シビアアクシデント熱流動現象評価、平成13年3月.
で格納容器のタイプ別(鋼製、プレストリスト、鉄筋コンクリート)に加圧試験が実施され、リーク圧力及び面積に関する知見が以下 日本原子力学会、シビアアクシデント時の格納容器内の現実的なソースターム評価、平成22年4月の文献に整理されている。

概要

炉心損傷時には、揮発性の高い希ガス、ヨウ素、セシウム等が燃料から放出される。多くの実験がなされ、CORSOR-M、
CORSOR-Booth、ORNL-Boothなど様々なFP放出モデルが開発されシビアアクシデント総合解析コードに導入されている[1]。
揮発性が高い希ガス、ヨウ素、セシウムの予測精度は比較的良いが、Csと反応性が高いMo、実験で測定し難い難揮発性FP、空気混入条件でのRuの放出などが課題。国際共同実験VERDONなどで研究が進められている。Ru挙動についてはフランスで研究 [1] R O. Gauntt, Synthesis of VERCORS and Phebus Data in Severe Accident Codes andが進められているが、国内では殆ど着目されていない。空気を含むPWR格納容器内でのMCCI時のRu放出(キャビティでのデブリ Applications, SANDIA REPORT SAND2019-1633, 2010.
冷却不可時)、使用済み燃料プールの冷却材喪失事故時における燃料損傷時の酸化Ru放出 (使用済み燃料冷却が不可であり、Ru放出が顕著となる1000K超える可能性がある場合)には、気体状の酸化Ruの放出が顕著となる可能性があるので重要となる。
現状のモデルでは適用できないことから解析手法の構築が必要である。

軽水炉

軽水炉

水蒸気及び水素雰囲気下での丕γ線放出核種の核分裂生成物(FP)及びアクチニド13核種の放出移行挙動をFP放出移行実験 [2] S. Miwa, et.al., Release and transport behaviors of non-gamma-emitting fission
VERCORSにおける沈着物の化学分析結果に基づき評価。ストロンチウムの放出は水素雰囲気で促進、ウランの放出は水蒸気 products and actinides in steam and hydrogen atmospheres, Nuclear Engineering and
Design, 326, 2018.
雰囲気で促進など新知見が得られている[2]。
[1]井元 純平; 三輪 周平; 逢坂 正彦, Experimental investigation on boron oxidative
同上(ホウ素放出特 RCS内FP化学挙動実験で使用するホウ素の放出特性把握のために実施。BWR制御棒である炭化ホウ素、構造材であるステンレ vaporization processes from zirconium-boron and iron-boron alloys in a high性把握)
ス鋼、ジルカロイの混合融体からのホウ素の放出モデル構築に向けて、溶融体中の代表組成であるFe-B及びZr-B合金からのB temperature steam atmosphere, Proceedings of International Topical Workshop on
Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 2019.
酸化蒸発過程を実験的に調べた。B2O3の生成、B2O3と水蒸気の反応によりH-B-O蒸気種となることが示唆された[1]。
VERCOR実験解析

米国製TRISO燃料の照射後加熱試験時におけるFP放出特性の結果報告。
米国製TRISO燃料の照射後加熱試験時におけるFP放出特性の結果報告。
米国X-energy社高温ガス炉の機構論的ソースターム解析コード開発の進捗報告。

高温ガス炉
レベル2

燃料からのFP放出

J. Stempien, et al., High-Temperature Safety Testing of Irradiated AGR-1 TRISO Fuel,
Proc. HTR2016, 512 (2016).
R. Morris, et al., Initial Results from Safety Testing of U.S. AGR-2 Irradiation Test Fuel,
Proc. HTR2016, 520 (2016).
L. Oliver, et al., Mechanistic Source Terms for the Xe-100 Reactor, HTR2016, 26(2016).

表３ー１２ (3/5) レベル２PRA研究マッピング（評価手法に関するもの）

大項目

中項目1

中項目2

対象

小項目

概要
ICP-MS(誘導結合プラズマ質量分析計)を用いた日本製黒鉛IG-110中のヨウ素拡散挙動の測定結果報告。
ICP-MS(誘導結合プラズマ質量分析計)を用いた日本製黒鉛IG-110中のヨウ素とセシウム拡散挙動の測定結果報告。

高温ガス炉
燃料からのFP放出

レベル2

米国製TRISO燃料の照射後加熱試験結果を用いたTRISO燃料FP放出挙動解析コードの検証結果報告。
中国高温ガス炉実験炉HTR-10の炉心FP分布測定結果の報告。
照射試験データに基づくTRISO燃料FP放出特性評価モデルの改良提案。
TRISO燃料のFP（Eu, Sr）放出特性への照射や微細構造の与える影響定量化を目的とした試験計画と進捗の報告。
高レベル廃液からのFP放出挙動
同上
同上
核燃料施設

高レベル廃液貯槽
高レベル廃液からのFP放出実験の冷却機能喪失事
故手法の構築乾固体からのFP放出実験
実廃液からのFP放出実験

臨界事故評価のための温度フィードバックを考慮した簡易出力推定法

軽水炉

軽水炉

エアロゾル

気体状FP

原子炉冷却系内FPの物理的な挙動
放射性物質挙動中国高温ガス炉実証炉HTR-PMを対象とした１次系内のFP化学形態の評価結果。

原子炉冷却系内FPの化学的な挙動

ホウ素を含む条件
でのFP化学挙動

吉田他、再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故における気相へのRu移行速度の導出、日本原子力学会和文論文誌, 13(4), p.155 - 166, 2014/12
吉田他、
再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故における飛沫同伴による移行率の機構論的相関式の導出、日本原子力学会和文論文誌, 14(1), p.40 - 50, 2015/02
天野他、高レベル濃縮廃液中硝酸塩の熱分解に伴う窒素酸化物発生挙動、日本原子力学会和文論文誌, 14(2), p.86 - 94, 2015/06
G.uchiyama,Experimental study on boiling accident of high active liquid waste inreprocessing, Proceedings of GLOBAL2015
田代他、高レベル濃縮廃液の乾固過程におけるルテニウムの放出特性、日本原子力学会
和文論文誌, 14(4), p.227 - 234, 2015/12
Y.Yamane, et al, Release of radioactive materials from high active liquid waste in smallscale hot test for boiling accident in reprocessing plantJournal of Nuclear Science andTechnology, 53(6), p.783 - 789, 2016/06
Y.Yamane, Improvement in estimation of first peak power based on non-linear
temperature feedback reactivity in criticality accident with instantaneous reactivity
insertion, Journal of Nuclear Science and Technology, 52(11), p.1425 - 1435, 2015/11

燃料及びデブリから放出された気体状の放射性物質は，流体の流れに乗って輸送される間に構造物表面及びエアロゾル表面に沈着する。沈着メカニズムとして拡散、凝縮・蒸発、化学吸着、気液間移行が知られている。エアロゾル及び気体状FPの基本的な挙動は，70年代から90年代にかけて、日本を含む欧米各国やOECD/NEA等の国際協力研究で多く進められ，シビアアクシデ
ント条件で解析モデルの開発及び検証が行われた。シビアアクシデント総合解析コードでは、解析時間の問題もあり、ヨウ素及 [1] N. Girault et al., Towards a Better Understanding of Iodine Chemistry in RCS ofびセシウムの化学形としてCsI、CsOHと仮定した評価がなされている。国際共同研究で実施されたPHEBUS/FP計画のFPT3実験 Nuclear Reactors, Nucl. Eng. Des., 239, 1162–1170, 2009.
及びその解析において、炉心部にB4C制御材を含む場合には有意な量の気体状ヨウ素が原子炉冷却系内から格納容器へ移行することが示唆された[1]。気体状ヨウ素の状態で格納容器に移行すると化学形によってはヨウ素のソースタームに影響を及ぼす可能性がある。これまでホウ素の影響を含めた原子炉冷却系内の化学的挙動に着目したFP挙動及びソースタームの検討は殆どなされておらず、原子力機構(安全研究センター、及び原子力基礎工学研究センター)において研究が実施されている。
F. Xie, et al., Experimental research on the radioactive dust in the primary loop of HTR中国高温ガス炉実験炉HTR-10の冷却材中のダストへのFP沈着に関するデータ分析結果の報告。
10, Nuclear Engineering and Design, 324, 372-378 (2017).
C. Li, et al., First-principle studies of radioactive fission productions Cs/Sr/Ag/I
2.25 Cr-Mo鋼へのCs/Sr/Ag/I の吸着特性に関する第一原理計算結果の報告。
adsorption on chrome–molybdenum steel in Chinese 200 MW HTR-PM, Nuclear Scienceand Techniques, 28, 79 (2017).

冷却材循環FPの熱交換器表面への沈着率測定する試験結果の報告。

軽水炉

Experimental study on the content and distribution of key nuclides in an irradiatedgraphite sphere of HTR-10, Nucl. Eng. Des., 323, 39-45 (2017).
M. Richards, A Theoretical Model for Fission Gas Release from UCO TRISO Fuel, Proc.
HTR2018、HTR2018-0006 (2018).
T. Gerczak, et al., Development of Planar PyC/SiC Diffusion Couples to Investigate
Irradiation Effects and Microstructural Variation on Fission Product Diffusion, Proc.
HTR2018、HTR2018-0047 (2018).

エアロゾルは，原子炉冷却系内及び格納容器内を移動する間に構造物表面に沈着する。エアロゾルの沈着は，温度及び流動などの雰囲気条件並びにエアロゾル粒径に応じて支配的となる沈着機構が異なる。エアロゾルの沈着機構は，拡散、重力沈降，慣性衝突，熱泳動，拡散泳動が主であり、シビアアクシデント解析コード(MELCOR，THALES2及びMAAP)で取扱いが可能である。
また、エロゾルは、高中揮発性放射性物質(CsI，CsOH，Teなど)及び水蒸気の凝縮、互いの衝突合体(凝集)によって成長する。

中国INETの炉心～１次系までのFP移行挙動解析コード開発の進捗報告。

高温ガス炉

論文
L. Carter, et al., ICP-MS measurement of iodine diffusion in IG-110 graphite for
HTGR/VHTR, Journal of Nuclear Materials, 473, 218-222 (2016).
L. Carter, et al., Diffusion of cesium and iodine in compressed IG-110 graphite compacts,
Journal of Nuclear Materials, 476, 30-35 (2016).
B. Colline, et al., Comparison of fission product release predictions using PARFUME withresults from the AGR-1 safety tests, Nuclear Engneering and Design, 301, 378-390(2016).

PHEBUS/FPT3解析の知見(炉心部にB4C制御材を含む場合には有意な量の気体状ヨウ素が原子炉冷却系内から格納容器へ移行)に基づき、多くのシビアアクシデント解析コードで考慮できない原子炉冷却系内FP化学がソースタームへ及ぼす影響が懸念された。原子力機構(安全研究センター、シビアアクシデント評価研究グループ)及び基礎工では、ホウ素の影響を含む放射性物質の化学的挙動に着目した放射性物質の移行挙動に関する研究を実施している。

L. Jian, et al., Status of development of an integrated source term analysis code package
for HTGR, Proc. HTR2018, HTR2018-0021 (2018).
H. SungDeok, et al., Experimental Apparatus to Study Plate-out Characteristic at the
Flow Channel of VHTR Heat Exchanger, Proc. HTR2018, HTR2018-0138 (2018).
C. Li, et al., Chemical Forms of Important Fission Products in Primary Circuit of HTR-PM
under Conditions of Normal Operation and Overpressure and Water Ingress Accidents: A
Study with a Chemical Thermodynamics Approach, Science and Technology of Nuclear
Installations, https://doi.org/10.1155/2019/4251280[2] M. OSAKA, et.al., Results and progress of fundamental research on fission productchemistry; Progress report in 2015,JAEA-Review 2016-026, 2016.
[3]S. Miwa et.al, Effects of Boron on Revaporization of Iodine and Cesium Compounds ina Severe Accident Condition, Nuclear Materials Conference 2016 (NuMat 2016), 2016.
[4] H. Shiotsu, et.al., Analysis of transport behaviors of cesium and iodine in VERDON-2
experiment for chemical model validation, Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium
on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11), 2018.

表３ー１２(4/5) レベル２PRA研究マッピング（評価手法に関するもの）

大項目

中項目1

中項目2

対象

軽水炉

軽水炉
原子炉冷却系内FPの化学的な挙動

軽水炉

小項目

FP化学データベー
ス構築

概要

FP化学種が格納容器液相pHに及ぼす 原子炉冷却系から格納容器への移行化学種の違いが格納容器液相pHへ及ぼす影響について検討。
影響

壁沈着への影響論文

軽水炉シビアアクシデント時のソースターム 評価における核分裂生成物(FP)化学挙動評価モ デルを高度化するため 、FP 化学
データベース「ECUME」の初版を構築した。ECUMEには、代表的な事故シーケンスにおける主要な化学反応と、その実効的な化
学反応速度定数を実装する計画である。初版においては、300-3000Kの温度領域におけるCs-I-B-Mo-O-H系の主要化学種に [5]S.Miwa et al., Release and transport behaviors of non-gamma-emitting fission
対し、それらの生成に係る化学反応の速度定数を文献調査または第一原理に基づく理論計算に基づき整備。 ECUMEの初版に products and actinides in steam and hydrogen atmospheres, Nuclear Engineering andは、セシウム(Cs)-ヨウ素(I)-ホウ素(B)-モリブデン(Mo)-酸素(O)-水素(H)系の気相化学反応計算のため の化学反応とその速度 Design, 326, 2018.
定数のデータセット、ステンレス鋼とCs蒸気種との高温化学反応モデル、CsBO2, Cs2Si4O9及び CsFeSiO4の熱力学デ ータが収納されている。
[6]Shiotsu, H. et al., Thermochemical Analysis for Cesium and Iodine Species and Their
Impact on Aqueous pH under Severe Accident Conditions, Proceedings of 2015
International Workshop on Post-Fukushima Challenges on Severe Accident Mitigation
and Research Collaboration (SAMRC 2015), Daejeon, Korea, 2015, paper 1514, 8p., in
USB Flash Drive.
[7] J. Ishikawa, et.al., Evaluation of chemical speciation of iodine and cesium considering
fission product chemistry in reactor coolant system,ASRAM-2018, 2018.

[8] Di Lemma, F. G. et. al., Prediction of chemical effects of Mo and B on the Cs
chemisorption onto stainless steel, Energy Procedia, 127, 2017.
RCS内FP化学へのホウ素の影響に関する研究の一環として、沈着挙動への影響を検討。シビアアクシデント時における炉内のス [9]N.Shunichiro, et.al., An Experimental investigation of influencing chemical factors on
テンレス鋼へのセシウム(Cs)化学吸着挙動に関して、Csと化合物を形成すると考えられるモリブデン(Mo)及びホウ素(B)の影響を Cs-chemisorption behavior onto stainless steel, Journal of Nuclear Science and評価した。Moが存在する場合、一部はCs2MoO4 として吸着する可能性が示された。一方、Cs化学吸着に与えるBの影響は小さ Technology, 56(11), 2019.
いことが示された。
FP放出経路解析
FP移行中に起こり得る化学変化に関する環境解析のためのモデル化
同上

核燃料施設

同上
FP移行中に起こり得る化学変化に関する実験

吉田他、再処理施設の蒸発乾固事故での放射性物質の移行挙動解析、日本原子力学会
和文論文誌, 14(4), p.213 - 226, 2015/12
吉田、再処理施設の蒸発乾固事故解析での気体状Ruの移行挙動に影響する硝酸-水混
合蒸気の凝縮のモデル化、JAEA-Research 2016-012, 24 Pages, 2016/08
吉田他、再処理施設の高レベル廃液の蒸発乾固事故での気体状ルテニウムの凝縮水への移行速度に係る相関式の導出、JAEA-Research 2017-015, 18 Pages, 2018/01
吉田他、再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故でのFP硝酸塩の脱硝に伴い発生する
NOxの化学的挙動解析、日本原子力学会和文論文誌, 18(2), p.69 - 80, 2019/06
N.Yoshida, Experimental evaluation of release and transport behavior of gaseous
ruthenium under boiling accident in reprocessing plant, NEA/CSNI/R(2017)12/ADD1(Internet), p.293 - 305, 2018/01

放射線場におけるプールからの元素状ヨウ素、有機ヨウ素の放出挙動は、格納容器内ヨウ素化学計算コードKICHEを原子力機
軽水炉

格納容器内のヨウ素化学
軽水炉

軽水炉

気体状ヨウ素への
海水の影響

軽水炉

既往実験

軽水炉
放射性物質の低減効果

反応速度論に基づ 構で開発。水の放射線分解によるプライマリ生成物の生成と相互の反応、それらとヨウ素化合物等の反応から成る一連の反応 K MORIYAMA et.al., Kiche: A Simulation Tool for Kinetics of Iodine Chemistry in the
く格納容器内ヨウ素 系、さらに化学反応以外の壁面吸脱着や気液界面移行について、速度論による連立常微分方程式系を構成し、数値解析する機 Containment of Light Water Reactors under Severe Accident Conditions. (Contract
化学計算コードの 構論的なヨウ素化学計算コードである。原子力機構で実施したガス状ヨウ放出試験(JNES受託)及び国際共同実験BIP計画に参 Research),JAEA-Data/Code 2010-034.
加し、開発及び検証を行ったものであり、シビアアクシデント総合解析コードTHALES2のヨウ素化学計算モジュールとして利用さ開発れている。 スクラビングや減圧沸騰時など気液二相流状態での気体状ヨウ素の放出が扱えず課題(原子力機構/規制庁共同研
究で実験を含めた研究が計画されている)。
ホウ素の影響を含む原子炉冷却系内のヨウ素及びセシウムのFP化学を想定する場合、原子炉冷却系内の雰囲気や温度条件 [1]H. Shiotsu et.al., Influence of Chemical Speciation in Reactor Cooling System on pH
化学反応データ
によってヨウ素及びセシウム化学種が変化(CsI、HI、I、Cs2MoO4、CsBO2、CsOH)する。取り扱い化学種の拡張に伴い、格納容器 of Suppression Pool during BWR Severe Accident, J. Nucl. Sci. Technol., Vol.56, No.4,
ベース拡張
pp.363-373, 2018.
液相のpH計算に必要なKICHE化学反応データベースの検討を実施[1]。

プールスクラビングによる低減効果

海水の放射線分解反応及び海水成分(Br、Cl)の反応を含むデータベースを構築、海水が及ぼすI2生成反応への影響について解析し、プールが水よりも海水の方が気体状ヨウ素I2 生成が促進される可能性が示唆[1]。ただし、構築したデータベース(標準状 [1]K.Hata et. al.,Effects of constituents of seawater on formation of volatile iodine byaqueous phase radiation chemistry, NEA/CSNI/R(2016)5 (Internet),p.196, 203,2016.
態に限定)、プールのみを想定した解析である。実機シビアアクシデント条件においても同様の傾向を示すかを破断するには、
データベースの検証を含め実機SA条件下での解析・検討が必要。
90年代に多数の実験が実施され、除染係数(DF)評価コード及び計算モデルが構築されている。MELCOR(SPARCモデル)、MAAP（SUPRAモデル）、THALES2及びSAMPSON(電力共通研究の実験相関式)を使用。ここで、BWR産業界は電力共通研究によるエ [1] I.Kaneko et al. Experimental Study on Aerosol Removal Effect by Pool Scrubbing,
アロゾルのスクラビング除去試験を実施し、DFを予測する実験相関式[1]が提案されており、DFは主にキ ャリアガスの水蒸気割 22nd DOE/NRC Nuclear Air Cleaning and Treatment Conference, 1992.
合、スクラビング深さ及びエアロゾル粒径に依存する傾向があることが明らかになっている。

[2]H. Sun, et al., Development of error reduction methods in aerosol measurement forpool scrubbing experiment, ICONE24-60359. 2016.
[3]H. Sun,et al., Experimental investigation on dependence of decontamination factor on
aerosol number concentration in pool scrubbing under normal temperature and pressure,
Proceedings of ICONE-26, 2018.
原子力機構(熱水力安全研究Gr)[2],[3],[4]及び筑波大[5]でエアロゾルのスクラビング除去に関する研究が実施されている。いず[4]H. Sun,et al., Experimental Investigation of Decontamination Factor Dependence on
近年の実験的解析 れの研究も計算モデルへの反映までには至っていないが、原子力機構の研究で得られた知見は、規制庁利用しているMELCOR
Aerosol Concentration in Pool Scrubbing, Science and Technology of Nuclear(SPARCモデル)への反映が計画されている。
Installations, 1743982, 2019.
[5] Y.nakamura, et. al., EXPERIMENTAL STUDY ON DECONTAMINATION EFFECT OF
GAS-LIQUID TWO-PHASE FLOW BEHAVIOR WITH CONDENSATION DURING POOLSCRUBBING, Proceedings of ICONE27-1825, 2019.

軽水炉

気体状FPの低減効 MELCOR、MAAP、THALES2などSA総合解析コードでモデルを有しているが、スクラビング時及び減圧沸騰時の気体状FPに対す
果る移行モデルの予測精度に課題がある。

軽水炉

福島第一NPS3号機(1F3)の事故では、炉心が損傷し、燃料から放出されたウェットウェルベント時にプールが減圧沸騰すること
スクラビング研究の で、エアロゾル状放射性物質の低減効果が懸念されている。実験の難しさもあり、プール高温や減圧沸騰時のスクラビングによるエアロゾル及び気体状FPの低減効果、気液二相流状態でのI2などの移行 (液相から液相内気泡への移行)に課題。筑波大、原課題
子力機構などでエアロゾルのスクラビングによる低減効果に関する研究が継続。気液二相流状態での気体状FPの移行について
は、THAI-3計画、原子力機構/規制庁の共同研究で実験的な研究が計画されている。

表３ー１２ (5/5) レベル２PRA研究マッピング（評価手法に関するもの）

大項目

中項目1

中項目2

対象
軽水炉

使用済み燃料プール（SFP)

被ばく線量評価

電力中央研究所(電中研)で実施しているSFP事故解析手法構築プロジェクト概要説明

冷却材喪失事故時
冷却材喪失事故時の自然冷却について検討
の自然冷却

軽水炉

冷却材喪失事故時の燃料損傷
冷却材喪失事故時の燃料損傷に関わる検討

SFPの事故評価手法の構築

軽水炉又は共通論文
Y. Kaji, et.al., Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool,
1; Overview,Proceedings of ICONE-27, 2019.
., Nishimura, et. al., Evaluation of the Effect of Spent Fuel Layout on SFP Cooling with
MAAP5.04, 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal-Hydraulics And Safety(NTHAS-11), 2018.
Y. Nemoto, et. al., Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuelpool, 2; Fuel cladding oxidation, Proceedings of ICONE-27, 2019.
SFP冷却材喪失時のスプレイ冷却 S. Nishimura, M. Satake, Y. Nishi, Y. Kaji, Y. Nemoto,Evaluation of Cooling Characteristics of SFP Spray with MAAP5.04,2017 ANS WinterMeeting,2017.
H. Suzuki, et.al., Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuelpool, 7; Analysis on effectiveness of spray cooling by the SAMPSON code,Proceedings of
ICONE-27, 2019.

冷却材喪失事故時のスプレイ冷却

SFP冷却材喪失事故時のスプレイ冷却に関わる検討（大気拡散解析）RASCALとHYRad-HYSPLIT及びトレーサー実験の比較
Comparison of U.S. NRC’S Rascal Emergency Response Code with Noaa’s Hyrad
RASCAL results were also compared to National Oceanic and Atmospheric Administration experimental SF 6 tracer data from Dispersion Model and Tracer Experimental Data, Health Physics. 115(4):448-457,
2013 at the Idaho National Laboratory.
October 2018.

軽水炉又は共通（被ばく評価）福島の実測をもとに外部被ばく評価モデルを開発
Assessment Model of Radiation Doses from External Exposure to the Public after the
An assessment model of radiation doses from external exposures was developed based on the actual measurement of individual
Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Accident, Health Physics. In press
doses and ambient dose equivalent rates inside and outside houses in Fukushima City.

軽水炉又は共通（被ばく評価）被ばく評価用のロケーションファクターと居住係数の見直し
The newly published methodology in the United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation 2016 report
On the Use of Location and Occupancy Factors for Estimating External Exposure From(2017) is simplified, using a single time-independent location factor for indoor occupancy, as well as a single occupancy factor
Deposited Radionuclides, Health Physics. 115(3):317-323, September 2018.
that is independent of the age and occupation of the population considered. In this work the two approaches are compared for
different population groups and housing types in the case of both a short-lived and a long-lived radionuclide.

高温ガス炉
レベル3

概要

軽水炉

軽水炉

FPの大気拡散挙動

小項目
プロジェクトの概要
説明中国高温ガス炉実証炉HTR-PMのEPZ距離評価結果の報告。

H. Ding, et al., Development of emergency planning zone for high temperature gas-cooled
reactor, Annals of Nuclear Energy, 111, 347-353 (2018).

防護措置

軽水炉又は共通（防護措置）自家用車の被ばく低減係数
The model was developed based on weight of vehicle to take into account the dose-reduction effects due to not only the
Dose-reduction Effects of Vehicles against Gamma Radiation in the Case of a Nuclear
steel plate of the vehicle body but also the other assemblies. In addition to model calculation, the dose reduction factors were Accident, Health Physics. 114(1):64-72, January 2018.
evaluated by actual measurements in the areas contaminated by the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident.

経済影響

軽水炉又は共通（社会的影響）原子力事故と他の災害の社会的影響の比較
The objective of this study is to compare the societal risk of nuclear power plant accidents to that of other events to which
the public is exposed. We have characterized the monetized societal risk in the United States from major societally disruptive
events, such as hurricanes, in the form of a complementary cumulative distribution function.

軽水炉又は共通

自然災害で用いられている脆弱性の概念を原子力防災に適用
Current Level 3 PRA does not have an explicit inclusion of social factors and, therefore, it is not possible to perform
GIS‐Based Integration of Social Vulnerability and Level 3 Probabilistic Risk Assessment
importance ranking of social factors for risk‐informing emergency preparedness, planning, and response (EPPR). This article
to Advance Emergency Preparedness, Planning, and Response for Severe Nuclear
offers a methodology for adapting the concept of social vulnerability, commonly used in natural hazard research, in the context Power Plant Accidents, Risk Analysis, Volume39, Issue6, Pages 1262-1280 June 2019of a severe nuclear power plant accident.

軽水炉又は共通

Probabilistic risk assessment (PRA) is a useful tool to assess complex interconnected systems. This article leverages thecapabilities of PRA tools developed for industrial and nuclear risk analysis in community resilience evaluations by modeling thefood security of a community in terms of its built environment as an integrated system.

その他手法

Insights into the Societal Risk of Nuclear Power Plant Accidents, Risk Analysis,
Volume37, Issue 1, Pages 160-172 January 2017

Understanding Community Resilience from a PRA Perspective Using Binary Decision
Diagrams, Risk Analysis, Volume39, Issue 10, Pages 2127-2142 October 2019

表３ー１３ レベル２PRA研究マッピング（活用に係るもの）

分類
影響緩和
設計

文献名

概要

A. Huning, et al., Preliminary Safety Risk Evaluation for theXe-100, Proc. HTR2018, HTR2018-0082 (2018).

米国X-energy社高温ガス炉の内的事象PRA評価や評価結果に基づく許認可対象事象の選定結果の報告。

Lessons Learned in Protection of the Public for the
Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant,
Health Physics. 112(6):550-559, June 2017.

公衆防護に関する福島教訓を整理
What insights can the accident at the Fukushima Daiichi nuclear power plant provide in the reality ofdecision making on actions to protect the public during a severe reactor and spent fuel pool emergency? Inorder to answer this question, and with the goal of limiting the consequences of any future emergencies at
a nuclear power plant due to severe conditions, this paper presents the main actions taken in response to
the emergency in the form of a timeline.

Saving Lives and Preventing Injuries From Unjustified
Protective Actions—Method for Developing aComprehensive Public Protective Action Strategy for a
Severe NPP Emergency, Health Physics. 114(5):511-526,
May 2018.

正当化されない防護措置
Neither the International Commission on Radiological Protection (ICRP), the U.S. Nuclear Regulatory
Commission (NRC) nor the U.S Environmental Protection Agency (EPA) adequately take into considerationin their recommendations and analysis the non-radiological health impacts, such as deaths and injuries, that
could result from protective actions. Furthermore, ICRP, NRC, EPA, and the U.S. Department of Homeland
Security (DHS) call for taking protective actions at doses lower than those resulting in meaningful adverse
radiation-induced health effects and do not state the doses at which such effects would be seen.
Consequently, it would be impossible for decision makers and the public to balance all the hazards both fromradiation exposure and protective actions when deciding whether a protective action is justified.

French Policies for Victim Management During Mass
Radiological Accidents/Attacks, Health Physics.
115(1):179-184, July 2018.

フランスにおける原子力災害/テロに対する被害者の管理
In the current international context, emergency medical services have to be prepared for chemical,
biological, radiological, and nuclear events. Emergency response to radiological or nuclear events requires
coordination between many components. To optimize efficiency, victim management in France is governedby specific policies and planned responses.

Decision Making for Late-phase Recovery from Nuclear orRadiological Incidents, Health Physics. 108(2):161-169,
February 2015.

米国NCRPの長期的管理に関する報告書の紹介
the National Council on Radiation Protection and Measurements (NCRP) established a scientific committee
to prepare a comprehensive study that develops a framework and recommends an approach to optimizing
decision making in late-phase recovery in the wake of major nuclear or radiological incidents.

The Current Limits for Radionuclides in Food in Japan,
Health Physics. 111(5):471-478, November 2016.

福島事故後の食品出荷制限基準の背景
In this paper, the concept behind the introduction of these limits, the methods by which they were derived,
and the results of monitoring food accordingly, are reviewed.

Update of ICRP Publications 109 and 111, Health Physics.
110(2):213-216, February 2016.

緊急時被ばく状況及び現存被ばく状況の管理に関する勧告の更新
The Task Group (TG) of Committee 4 was created to update the International Commission on RadiologicalProtection (ICRP) Publications 109 and 111 in light of the lessons from Fukushima, recent international
developments concerning the protection of people in emergency exposure situations, and people living in
long-term contaminated areas after a nuclear accident or a radiation emergency.

運用
不足実験データ補間
事業者への知見提供

PRA

活用
原子力防災

規制活動
安全目標
新知見の分析・反映方法

添付資料

第１〜６回専門委員会開催報告

2019 年 08 月 02 日

専門委員会開催報告
専門委員会名第 1 回「確率論的リスク評価の活用及び手法調査」研究専門委員会

開催日時

2019 年 7 月 23 日（火）開催場所

JANSI 13 階 第 4 会議室（港区芝 5-36-7 三田ベルジュビル）
18 名

参加人数

10：00～12：00

牟田主査，井手幹事，池側委員，石川委員，氏田委員，江藤委員，蛯沢委員，

木村委員，久保委員，佐藤委員，新崎委員，高原委員，竹次委員，武田委員，玉置委員，當房委員，成宮委員，山野委員
１．委員会の主旨説明
・ 「確率論的リスク評価の活用及び手法調査」研究専門委員会設立申請書の設立趣旨
及び研究・活動項目を中心に，委員会の主旨が説明され，委員会にて確認した．
・ 2019 年度「確率論的リスク評価の活用及び手法調査」研究専門委員会予算申請書兼予算外申請書を基に，今後の本委員会の出席にかかる北田委員，竹田委員の旅費申請について，執行を承認した．
２． 委員自己紹介・各機関での PRA に係る活動の紹介
・ 各委員から，氏名・所属，専門分野，実務概要，人材育成に係る活動，PRA の手法開発及び活用にかかる課題と考えている項目等について説明がなされ，委員間で共有した．今後，これらの情報を基に具体的な活動方針を計画することとした．
３． 今後の活動に関する議論

議 事

・ 開催頻度：3～4 回／年，2 年を通じて合計 7 回程度の開催を想定し，委員会の時間
帯は，議事（検討内容）に応じて 10:00～12:00，15:00～17:00，あるいは 13:30～
17:00 とすることを確認した．
・ 追加の幹事を 2 名ほど，後ほど個別に依頼することとした．
・ 今年度は国内外の研究マップをまとめ，来年度は今年度作成予定の研究マップや今後の規制動向から関係組織への提言をまとめていき，委員会の活動報告書としてまと
めたいことが説明された．
・ 学会年会・大会のリスク部会全体会議での報告，学会誌への投稿等を通じて，活動成果を公にしていく．本委員会の情報共有にかかる運営効率化のため学会サーバの利用も検討する．
・ 次回は，10 月 16 日（水）又は 18 日（金）13:30～17:00 に，それぞれの専門に横串を通し，問題を共有するための議論をすることを予定する．日程は欠席 3 名の都合を確認した上で決定する．
・ HRA については HMS 部会とジョイントするような枠組みを検討する．

備 考

添付-1

2019 年 10 月 24 日

専門委員会開催報告
専門委員会名

第 2 回「確率論的リスク評価の活用及び手法調査」研究専門委員会

開催日時

2019 年 10 月 18 日（金） 14：00 ～ 17：00

開催場所

JANSI 13 階 A 会議室（港区芝 5-36-7 三田ベルジュビル）
16 名 牟田主査，新崎幹事，當房幹事，池側委員，石川委員，氏田委員，江藤委員，木参加人数

村委員，久保委員，佐藤委員，竹次委員，武田委員，玉置委員，成宮委員，増山委員，
山野委員
１．第 1 回委員会開催報告の確認


委員からのコメントは特になし．

２．国内外研究マップの作成に関する議論


第 1 回委員会にて牟田主査から提案された PRA に係る国内外研究マップの作成のために，各委員がレベル 1PRA 及びレベル 2＆3PRA の 2 グループに分かれてそれぞれ議論し，PRA に関する研究の分類（複数階層）を作成した．

３．国内外研究マップの作成に関する宿題事項


今回の議論で作成した研究分類について，第 3 回委員会までに対応，関連する研究（新技術や適用例）を各委員にて調査する．調査結果は，レベル 1PRA，レベル 2

議 事＆3PRA の各グループの資料とりまとめ担当委員に年末までに送付する．
４．次回の委員会（第 3 回委員会）以降のスケジュール


第 3 回委員会は 2020 年 1 月 27 日の週に開催する．候補日時は，1 月 27 日（月），28 日（火），29 日（水）のいずれかの午後とし，第 2 回委員会に欠席した委員の予定も踏まえた上で，28 日（火）もしくは 29 日（水）での開催を優先的に調整する．開催場所はこれまでと同じく JANSI にて開催することで調整する．



第 3 回委員会では，各委員が調査した研究，及び第 2 回委員会にて作成した国内
外研究マップについて議論する．



第 3 回委員会にて国内外研究マップ作成に係る議論をまとめ，その後，国内外研究マップを完成させ，報告書を作成する，という流れで今年度の作業を進める．

備 考

なし

添付-2

2020 年 2 月 10 日

専門委員会開催報告
専門委員会名

第 3 回「確率論的リスク評価の活用及び手法調査」研究専門委員会

開催日時

2020 年 1 月 29 日（水） 13：30 ～ 17：00

開催場所

JANSI 13 階 B 会議室（港区芝 5-36-7 三田ベルジュビル）

参加人数

15 名 牟田主査，井手幹事，新崎幹事，當房幹事，池側委員，氏田委員，江藤委員，蛯
澤委員，久保委員，佐藤委員，竹次委員，竹田委員，武田委員，玉置委員，成宮委員
１．第 2 回委員会開催報告の確認

報告案につき了承いただいた．

２．国内外研究マップの作成に関する議論


第 1 回委員会にて牟田主査から提案された PRA に係る国内外研究マップの作成のために，第 2 回委員会にて宿題事項とされた各委員による関連する研究の調査
結果を踏まえ，レベル 1PRA（HRA，CMF，データ，動的），レベル 1PRA（その他）及びレベル 2＆3PRA の 3 グループに分かれてそれぞれ議論し，第 2 回委員会にて作成した PRA に関する研究の分類（複数階層）を再検討した．

３．国内外研究マップの作成に関する宿題事項


各グループにおいて，今回議論したところまでのステータスを A4 1 枚程度にまとめて，2 月 28 日（金）までに牟田主査及び幹事に送付する．

議 事

本年度末までに，牟田幹事より年度報告としてまとめる．

４． 人材育成のアイデアに関する議論

現状の若手技術者が理論から実務・実践まで学ぶコースの構築などの案につき議論した．



学生の人材育成の一環として，ASRAM における学生セッションの在り方について議論した．プレゼンテーションのセッションを設けること，アワードを授与する等の意見があった．

５．次回の委員会（第 4 回委員会）以降のスケジュール


第 4 回委員会は 2020 年 5 月 25 日の週に開催する．候補日時は，5 月 25 日（月），26 日（火），28 日（木），29 日（金）のいずれかの午後とし，今回欠席した委員の予定も踏まえた上で調整する．開催場所はこれまでと同じく JANSI にて開催することで調整する．



第 4 回委員会では，第 3 回委員会にて再検討した国内外研究マップをベースに，
今後どのような分析をしていくかの課題出しの議論をする．

備 考

なし

添付-3

2020 年 6 月 26 日

専門委員会開催報告
専門委員会名

第 4 回「確率論的リスク評価の活用及び手法調査」研究専門委員会

開催日時

2020 年 6 月 16 日（火） 13：30 ～ 17：00

開催場所

ウェブ会議＠Zoom
18 名 牟田主査，井手幹事，新崎幹事，當房幹事，高原幹事，池側委員，氏田委員，江参加人数

藤委員，蛯澤委員，久保委員，佐藤委員，竹田委員，武田委員，玉置委員，成宮委員，
北田委員，石川委員，山野委員
１．第 3 回委員会開催報告の確認

報告案につき了承いただいた。

２．令和元年度活動報告（案）に関する議論

成果物（研究マップ、今後の研究方針の提言、人材育成の方針提言）、議論のステップと論点（各グループの検討結果の整理）、今後の活動予定について議論。

「リスク」をどこまでの範囲をとらえるのかということ自体も検討課題として取り上げて言及することを確認（特に、防災、リスコミ、マルチユニット・サイト・エリア）。

３．グループ別議論


研究マップの作成及び今後の研究課題について、3 つのグループ別に、「PRA 技術の現状」、「今後の課題」及び「人材育成」について議論。また、個別の技術・研究分野、活用分野・方法等については、各委員で分担して具体的な内容を整理。



各グループでの議論の概要‒ グループ１（新崎幹事）
内的及び外的事象 L１PRA（マルチユニット・サイトリスク、従属故障、HRA、動的議 事

PRA の各カテゴリ）の研究達成状況や課題、人材育成の方向性について議論。
いずれのカテゴリにも多くの課題があり、リスク評価以外の専門家を含めた取り組みが必要であるといった議論を実施。
‒ グループ２（牟田主査）
主として内的及び外的事象 L１PRA の活用について議論．STEP1:何が起こるのか？，STEP2:どう対策するか？，STEP3:どう活かしていくか？の３段階で今後の研究方針等をまとめていく方向を確認．
‒ グループ３（成宮委員/石川委員）
L2、３PRA の個々の技術要素の達成状況を参考文献も入れた研究マップとして仕上げていることを確認。技術開発・研究開発の目標（環境影響）への重要度
から優先順位を色分けすることも必要との議論を実施。
５． 次回の委員会（第 5 回委員会）以降のスケジュール等

今後の計画として少なくとも年度内に 2 回（9 月末～10 月、1 月くらい）を予定。



次回までの宿題（①マップの改訂版の作成、②委員会としての提案のたたき台（＝今回の議論の内容をメモとして全体で共有することから始める（～6/30）、③たたき
添付-4

台をもとにして個々に再検討してグループ内で資料をまとめる。）


委員会としての提案については、研究の方向性、人材育成、活用分野・方法を含め
る。

備 考

なし

添付-5

2020 年 11 月 6 日

専門委員会開催報告
専門委員会名

第 5 回「確率論的リスク評価の活用及び手法調査」研究専門委員会

開催日時

2020 年 10 月 28 日（水） 13：30 ～ 16：45

開催場所

ウェブ会議＠Webex
18 名 牟田主査，井手幹事，高原幹事，當房幹事，池側委員，氏田委員，江藤委員，蛯

参加人数

澤委員，北田委員，木村委員，佐藤委員，竹田委員，武田委員，竹次委員，玉置委員，
成宮委員，増山委員，山野委員
１．第 4 回委員会開催報告の確認

報告案につき了承いただいた。

２．各グループ検討結果を共有し議論

グループ１（池側委員）‒

HRA、データ、マルチユニット、CMF に関する論文分析とそれ以外の観点、今後の人材育成方針について意見集約した結果を共有。

‒

マルチユニットの考え方、PRA の目的（活用と技術開発、役割分担）、HRA の
不確かさ、CMF、HRA の拡張、データについての現状認識等について議論。

グループ 2（江藤委員）‒

主にレベル 1PRA に関する PRA 技術、PRA 活用、人材育成について意見集約した結果を共有。

‒

議 事

核燃料施設のリスク評価、PRA の初心者教育（教科書、非競争領域における共通教育）、リスク部会の年齢層の拡大等について議論。

グループ 3（玉置委員）‒

レベル 2PRA の事象の進展に応じて評価すべき項目、データや研究の実施状
況および現状のコメントを集約し共有。

‒

小型炉を検討対象に含むか等について議論。

３．今後の進み方について

備 考

各グループの提案をブラッシュアップする

各グループの提案をベースに報告の方向性を検討（幹事団）



各グループへ報告書作成依頼



報告書案の取りまとめ（幹事団）



年明けの委員会で内容確認（承認後、学会報告）報告（春の年会、リスク部会全体会議あるいは部会セッションの一部）

なし

添付-6

2021 年 3 月 8 日

専門委員会開催報告
専門委員会名

第 6 回「確率論的リスク評価の活用及び手法調査」研究専門委員会

開催日時

2021 年 2 月 24 日（水） 13：30 ～ 16：45

開催場所

ウェブ会議＠Webex
18 名 牟田主査，井手幹事，新﨑幹事，高原幹事，當房幹事，池側委員，石川委員，氏参加人数

田委員，江藤委員，蛯澤委員，北田委員，木村委員，佐藤委員，竹次委員，竹田委員，
玉置委員，成宮委員，山野委員
１．第 5 回委員会開催報告の確認

報告案につき了承いただいた。

２．報告書内容の確認
緒言、活動概要、活動成果‒



牟田主査より説明があり、委員会にて議論した。

3.1 レベル１PRA（人間信頼性解析/従属故障/故障データ/動的解析を除く）に関する現状認識及び提言‒

牟田主査より説明、江藤委員より補足の説明があり、委員会にて議論した。

3.2 レベル１PRA（人間信頼性解析/従属故障/故障データ/動的解析）に関する現状認識及び提言議 事‒


3.3 レベル２及び３PRA に関する現状認識及び提言‒

氏田委員、新﨑幹事、池側委員より説明があり、委員会にて議論した。
玉置委員より説明、山野委員より補足の説明があり、委員会にて議論した。

結言‒

牟田主査より説明があり、本日の議論を踏まえて書き直すことを確認した。

３．今後の進み方について

備 考



本日の議論を踏まえて、分担して報告書に加筆を実施する。



春の年会では、その時点で得られた成果を概略説明する。



幹事団にて報告書としてとりまとめる。



メールにて全員で確認する。



最終報告は秋の大会で実施する。

なし

添付-7