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原子力発電所におけるリスク管理のためのプラントウォークダウン用ガイドラインの開発
Development of Plant Walkdown Guidelines for Risk Managementin Nuclear Power Plant
尾上 彰（Akira Onoue)*
D.C. Bley‡

小島重雄（Shigeo Kojima)†

J.Wreathall‡

要約 原子力発電所の確率論的安全評価（PSA）に用いている評価条件が，実際のプラントの状態や運転方法を反映していることを確認するためにプラントウォークダウンを行うことが提唱されている．ウォークダウンについては，NUREG/CR-2300等の一般的なPSAの実施手順書の中で述べられているが，ウォークダウンの明確なガイドラインに沿ったものではない．また，運転開始以降の設備の変更や管理方法の変更により，PSAの評価条件が実際の現場の状況を正しく反映していないことがあり得る．原子力発電所において，現場の状況は設備や管理方法の変更により常に変化しているため，それらが変更された時，また変更がなくても定期的にPSAの評価条件と現場の状況が合致していることを確認することが望ましい．リスク管理のためのウォークダウン
は，プラント状態の変化がリスクに与える影響を確認するためのものである．本研究においては，PSAの評価条件と現場の状況の差異をなくすためのウォークダウンのガイドラインを開発した．
また，ビデオやオーディオ機器を活用し，その情報を基に発電所外で分析することによりウォークダウンを効率化するようなオフサイトウォークダウンの概念を提案する．
キーワード

原子力発電所，PSA，リスク管理，ウォークダウン，オフサイトウォークダウン

Abstract
It is proposed that nuclear power plants use walkdowns to ensure that thePSA(probabilistic safety assessment) is reliable relative to the current plant operating conditions.
Although such a proposal is provided in various PSA guidelines, such as NUREG/CR-2300, noformal procedures are available for conducting walkdown. It should be noted that PSA model plantconditions, even if assumed on the basis of careful investigation of their validity, sometimes fail in
representing the current operating conditions of the plant. Their questionable validity is mainly
attributable to alterations subsequent to tests and maintenance activities, equipment modifications andchanges in management procedures, which are all implemented after the start of operation. Therefore,
the assumptions have to be validated whenever an alteration is implemented. Periodic inspections areadvisable even when no changes are made. Plant walkdowns are the most effective method forvalidating the assumed conditions, provided that the walkdown is conducted according to wellprepared guidelines. The walkdown contributes effectively to risk management by detecting any
variations due to alterations. In the present study, newly developed guidelines for plant walkdowns
are discussed, which include the new concept of an "offsite walkdown". In the offsite walkdown,plant information is acquired by means of video and audio equipment and transferred to the offsite
analysis team, and analyses can be performed at a remote location.
Keywords

nuclear power plant, PSA, risk management, walkdown, offsite walkdown*（株）
原子力安全システム研究所
現 関西電力（株）奈良支店†コンピュータソフト開発（株）

技術システム研究所

The Wreath Wood Group‡

166

1.

はじめに実現されるためには，PSAの評価条件が日常的に現場で確認される必要がある．その目的のために適切原子力発電所の確率論的安全評価（PSA）は，そな方法をガイドラインとしてまとめ，標準化を図るの評価モデルを作成するためにそれぞれの段階で仮ことが望ましい．本研究では，PSAの評価条件を日定条件（以下，評価条件という）を用いている．現

常的に現場で確認するための手順書を作成するため場の状況がPSAの評価条件に正しく反映されているのウォークダウンのガイドラインを開発した．

かどうかは，実際に発電所を調査して確認する必要がある．原子力発電所においては試験，補修，設備の変更または管理方法の変更により現場の状況は絶2.

ガイドラインの位置付けえず変化している．運転開始以降のそれらの変更により，PSAの評価条件が現場の状況を必ずしも正確

ウォークダウンを実施するための規定は，一般的に反映しているとは限らない．従って，それらの変に次の４段階に体系付けられる．その段階は，リス更が行われた場合にはその都度，また特に変更が行

ク管理の基本方針，ガイドライン，手順書及びチェわれていなくても定期的にPSAの評価条件と現場のックリストからなる．

状況が合致していることを確認することが望まし①

リスク管理の基本方針

い．

限られた資源で効果的に安全確保を図るため

PSA評価条件の妥当性の確認は，設計図書だけかの一つの手段として，ウォークダウンを安全でらでは出来ない．例えば，実際のプラントの運転方効率的に行うための基本的な方針であり，ウォ法，機器の管理方法や立体的な配置等は，プラントークダウンの目的とPSA評価条件の範囲を規定すウォークダウン（以下，ウォークダウンという）と呼ばれる方法で，明確なガイドラインに従って聞きるものである．
②

ガイドライン

取り調査及び現場調査により現場の実態を把握する

ウォークダウンを実施するに当たって，リス必要がある．そのウォークダウンは，NUREG/CR-

ク管理の基本方針に適合し，手順書を作成する

2300

（1）

等の一般的なPSAの実施手順書（2）〜（6）ための基準を示すものである．の中で述べられているが，ウォークダウンの手順は必ずし③

手順書も明確なガイドラインに沿ったものではない．また，ガイドラインに基づいてそれぞれのウォークPSA評価モデルを作成した後における評価条件が実ダウンの目的に応じて作成し，ウォークダウン際の現場の状況と合致しているかどうかの確認は，実施者の責任，チェックすべき項目及び手順をこれまで海外においても明確な手順が開発されてい記載したものである．

るわけではない．

④

チェックリスト

本研究で対象としている限られた資源を重点投入

発電所の安全管理員等のウォークダウンチーし，安全性を向上させようとする活動であるリスクムの構成員が，発電所内でPSAの評価条件と実際管理のための手段として実施するウォークダウンの現場の状況との差異を記録するために使用すは，プラント状態の変化が，どのようにリスク評価るものである．

結果に影響を与えるかについての確認が主体である．その結果，PSAで想定されている評価条件が，実際のプラント運転でその担保がなされているかどうかの立証がその最終目標になる．そのため，プラ3.

ガイドラインに含まれるウォークダ
ウンの範囲

ント状態の変化がPSA評価に及ぼす影響についての知識が必要とされるため，PSAの知見を基にあらかじめ着目点を整理しておくことが必要である．
リスク管理を行うためのウォークダウンの目標が現場の状況は運転開始から常に変化しており，同じ状態のまま維持されることはあり得ない．その現場の状況の変化要因としては，次のものがある．

167

表１
名

ウォークダウンの分類

称

目

的

プラント設備または ・設備改造や管理方法の変更に伴い，PSAもその変更を反映
管理方法の変更にしていることを確認する
伴うウォークダウン

実施時期

随時

・PSA評価条件と異なるプラント状態やコンフィギュレーションが存在しないことを確認する

出 力
運転時

定期的な安全確認の ・補修作業がPSA評価条件と異なるプラント状態やコンフィためのウォークダウギュレーションで実施されていないことを確認する
ン・プラントの全出力運転から低温停止までのような状態変更が，適切なコンフィギュレーションで実施されていることを確認する
・コンフィギュレーション変更後，適切に回復されていることを確認する

停止時①設備または構造物の変更てPSA評価条件を確認するために実施するウォー②運転手順または保守手順の変更

クダウン③安全管理基準の変更②プラントの設備や管理方法の変更がなくても，④試験，補修，検査またはその内容の変更

PSAの知見に基づいてリスク上重要な箇所を定期⑤燃料取替停止状態から全出力運転までの運的に安全状態を確認するために実施するウォー

転状態の変更クダウン

リスク管理のためのウォークダウンは，そのよう・出力運転中に実施するウォークダウン

なプラント状態の変化が，リスク評価結果にどのよ・停止期間中に実施するウォークダウン

うに影響を与えるかについて確認するものである．

そのうち，①については必要に応じてPSA専門家

そのために，必要となる各種の情報を実際に発電所に支援をしてもらうものとするが，②については原で収集すると共に現場の状況を確認することによ則として発電所員のみで実施するものである．

り，PSA評価条件とプラントの運転方法や管理方法との差異をなくすものである．即ち，①機器から実際に置かれている状況，環境等に関して設計情報からは得られない情報を得る．
②プラントの運転，補修及び試験等の実運用，実態を把握する．
③運転員及び保修員等との対話により，人間信頼性解析に関する情報を入手する．

そのウォークダウンにより得られた結果は，以下に示すような項目に反映される．
①PSA評価上重要な機器，システムの相互依存性について適切な取り扱いが可能となる．
②PSA評価における運転員による回復操作等のクレジットが期待できることの妥当性を確認できる．
③プラントの実際の運用に基づいて，機器の待機中故障確率，試験・補修による待機除外確率等をまた，リスク管理のためのウォークダウンは，次の２種類が考えられ，その分類を表１に示す．
①プラントの設備や管理方法を変更した箇所に対し評価できる．
④人間信頼性解析では，行動形成因子（PerformanceShaping Factor）を実際の制御パネルやレイアウ

168

PSA評価のための情報源を表２に，具体的な調査ト等を参考に，実情に即して評価を行うことが項目を表３に示す．

できる．

調査する項目として，プラント設備または管理方法の変更に伴うウォークダウンにおいては，PSA評価モデルがその変更を反映していることを確認す

ウォークダウンガイドラインの開発

4.

る．
本研究では，次の構成でガイドラインを作成した．

また，出力運転時の定期的な安全確認のためのウ実際のウォークダウン実施に当たっては，このガイォークダウンにおいては，プラントがPSAの評価条ドラインを参考に必要なチェックシートの作成，現件の範囲内に収まっていることを確認する．例えば，

場調査用の資料の準備，具体的なスケジュールの立PSA評価モデルは事前に，片トレンの系統構成にお案及び結果の評価を行う必要がある．

いても炉心損傷確率が許容値を超えないことを確認している．そのため，多重性を有する設備の片トレンが利用出来ない時は，残りの片トレンが運転可能調査項目4.1であることをウォークダウンにより確認する．

PSA評価は一般的には，イベントツリーとフォー

停止時PSAの評価モデルは，一般に定期検査毎にルトツリーの組合せで行っているため，ウォークダ繰り返されるような試験，補修及び計器の較正時のウンにより確認すべき情報は次のようなものであ系統構成はPSAで既にモデル化されている．そのたる．

め，この場合もプラントがPSAの評価条件の範囲内①に収まっていることを確認する．

イベントツリー解析
・起因事象に関する評価条件
・事故シーケンス及びシステムに関する評価条件

②

4.2

調査実施者

フォールトツリー解析
・機器故障に関する評価条件

プラントの設備や管理方法に変更があった時に実・人間信頼性解析に関する評価条件

施するウォークダウンでは，その変更に関する事前調査が重要になるため，変更箇所に関連する関係者，

表２

PSA評価に必要な情報源

システム

構造物

・系統図
・系統説明書・制御ロジック線図
・相互依存マトリックス
・事故／故障／不具合事例
・運転実績
・中央制御室設計図
・運転操作手順書
・事故時操作手順書
・定期試験手順書
・機器較正手順書
・保安規定
・安全管理要領・プラント機器配置図
・使用前検査記録書
・建築設計図・工事計画認可申請書
・原子炉設置許可申請書
・溶接検査記録書
・定期検査成績書
・試験頻度

系統構成
・定期検査工程・定期検査要領書
・定検日誌
・仮置区域図・仮設計器
・機器の待機除外データ

169

表３

起因事象
・成立条件
・発生頻度

PSA評価条件

イベントツリー解析
フォールトツリー解析
事故シーケンス・システム
機器故障
人間信頼性解析・サポート系の相互依存関係
・試験間隔
・操作体制／方法
・許容待機除外期間等運転中及 ・弁の施錠管理状態等 ・回復操作の可否
び停止時の安全管理基準の初期状態
・操作時の時間余裕
・通常時の系統構成
・電動弁等の機器の種類 ・警報の有無
・試験／保修時の系統構成
・故障範囲
・監視計器の表示方法（待機除外期間／方法／範囲）・故障率データ（モニタ）
・設計容量等の設計条件
・環境条件
・機器の識別方法
・電源系統異常時の受電方法
・手動操作の有無
・対応操作のためのア・現場操作機器の操作
クセス性
時間・異常時の連絡手段
・異常時の発見方法
・監視体制
・保守頻度
・手順書／要領書の有無
・機器の設置状況
・訓練の状況

運転員，保修員及び安全管理員をウォークダウンチ①

聞き取り調査や資料調査を行うための場所

ームに含める必要がある．また，プラント設備や管PSA評価に影響する情報を把握するために，担当理方法に変更がなくても定期的に実施するウォーク

している部署や資料が保管されている事務所，ダウンは，原則として運転員，安全管理員及び工程書庫及び中央制御室で調査する．

管理者（停止時）で実施する．ウォークダウンを実②

機器の状況を確認するための場所

施する際には，必要に応じて以下の条件を満たしてポンプや弁等機器が設置されている区域を調査いる担当者の支援を得ることが望ましい．

するが，出力時と停止時について，内的事象及・PSA評価に精通している

び外的事象（地震，火災，溢水等）のそれぞれ・プラントの設計に精通しているのPSAによって，その調査場所は異なる．

・収集した情報のデータ管理が出来る・地震，火災の解析が出来る

一般的に，従来から行われているウォークダウン
は，参加者全員が発電所で現場調査することによりウォークダウンを実施するかどうかの判断は発電必要な情報を収集することを前提としている．ウォ所の安全管理責任者が決定する．更にウォークダウ

ークダウンを発電所員だけで実施する場合には問題

ンの参加者は，その実施前に安全に係わる変更によはないが，発電所員でない各分野の専門家の支援をるPSAへの影響を把握していなければならない．そ得てPSA評価条件を詳細に確認する場合には，次ののため，参加者にはあらかじめ必要なリスクへの影ような問題点がある．

響の情報が渡されていなくてはならない．また，参①各分野の専門家を集めたチームを組むために，専加者へのPSA基礎知識の教育や現場調査手順書による訓練も必要である．

門家の日程を調整する必要がある．
②定期検査期間においては，プラント状態や保守作業により，機器の運転状態が大きく変化するた

4.3

調査場所

め，状態を確認できる期間が限定される．
③PSA評価条件を現場で確認するためには多大な時ウォークダウンで対象となる資料や機器の状況を確認するための調査場所は，次のように２箇所ある．

間及び労力がかかる．

170

確認要求

カメラ，ビデオによる現場状況の確認
発電所現場の調査報告書の作成

映像，音声データベースの作成

記録の伝送

発電所外

発電所

図１

オフサイトウォークダウンの概念

上記の現場における調査時間および労力を低減し，少ない費用で現場調査するためには，ビデオやオーディオ機器を活用して現場の状況を確認し，ウォークダウンへの参加者を減らすことが考えられる．また，各分野の専門家の参加を容易にするために，専門家が直接現場に出向いて調査することなく，現場に関する情報を入手し，その情報を基に発電所外で検討する（以下，オフサイトウォークダウンとでの検討②現場操作盤，操作ハンドル等関連機器の設置位置を確認できること③対象機器を機器名称及び機器番号等により識別できること④対象機器のランプ表示等により運転／停止状態を確認できること⑤音声による説明及び機器の運転音を録音できるこという）概念を導入した．
オフサイトウォークダウンで現場のデータを収集更に，収集する情報の管理を効率的に行うためには，する手段としては，これまでのウォークダウンでもディジタルカメラ，ディジタルビデオまたは携帯情用いられているビデオやオーディオ機器を活用して報端末等を用いてその情報をディジタル化することウォークダウンの実施に変える．オフサイトウォーが有効である．それによりディジタル化した情報をクダウンにおいては，各分野の専門家が現場調査を収集し，その情報をコンピュータのデータベースに行わないことから，カメラまたはビデオ等により，保存して活用するオフサイトウォークダウンの概念

現場の状況を可能な限り収集して各分野の専門家にを図１に示す．その方法により，全ての情報をリン提供する必要がある．そのため，以下に示す条件をクさせることができ，傾向の把握，解析や遠隔での満たすことか望ましい．

利用等収集した情報の管理を効率化することができ①対象機器の設置位置を確認できることる．

171ていない時に，質問の用語やチェックシートの項目4.4

により特定の個人が非難されることがないようにし聞き取り調査なければならない．更に，例えば，「その機器はテウォークダウンチームの構成員は，発電所の関連スト後，正しく復旧されていないのではないです

する各課から情報を収集する必要がある．ウォークか？」や「燃料取替用水タンクに，保安規定で要求ダウンで質問する内容は，チェックシートに正確にされている水位まで水張りされていないのではない現在の現場の状況を反映するために重要である．ウですか？」のような否定的な質問をすべきではない．

ォークダウンで確認すべき事項に関する質問項目をそれらの場合には，運転員に過失があるように思わ以下に示す．

れる．ウォークダウンでは，「その機器は系統図ま①時間的に調査項目の状態が変動し，現場の状況がたは手順書通りに復旧されていますか？」のような形式で質問すべきである．

定常的でないもの（例：扉の開閉）②調査項目に対する状態の変更過程で，一時的な運用等によりリスクへの影響が考えられるもの

4.5

実施時期と頻度（例：機器の取り替え中の仮設備での運用）③運転操作の変更及び運用の変更等により人的な影響があるもの（例：組織の変更）

ウォークダウンを実施する時期は，ウォークダウンの種類によって決定される．ウォークダウンを実④調査項目の近辺で，工事，物の運搬及び機器の取施する時期に関するガイダンスを表４に示す．発電り外し等影響を受ける可能性があるようなもの

所において安全管理者は，ウォークダウンの時期を（例：配管の溶接）決定する責任がある．プラント設備や管理方法の変更に伴うウォークダウンの頻度は，設備や手順書の次に質問する時に注意すべき点を示す．ウォーク変更箇所の数によって決定される．また，PSA評価

ダウンでは，安全に焦点を当てて発電所の機能や設モデルを変更する時は，ウォークダウンはPSA評価備について厳格に質問しなければならない．また，を更新する前に終わっていなければならない．

機器がPSA評価条件で期待されている状態に置かれ

表４
ウォークダウンの種類

定期検査中は，特定の設備を利用できないことがウォークダウンの実施時期
実

施時

期

プラント設備または管 ・PSA評価条件を設備，運転／保守手順書及び保安規定の変更を反映するために変更前に実施
理方法の変更に伴うウ・PSA評価条件が設備，運転／保守手順書及び保安規定の変更後も有効ォークダウン
であることを確認するために変更後に実施
運転中の定期的な安全 ・定期的（例：毎月）に実施確認のためのウォーク ・定期試験後に実施
ダウン
・運転中保守後に実施・機器の取替または分解点検等のための隔離を復旧した後の系統構成時に実施
定期検査中の定期的な安全確認のためのウォ ・PSAで評価しているプラント状態の変更時（例：低出力〜高温停止〜
低温停止〜燃料取替）には，リスクが高い時期に実施
ークダウン
・構造物の健全性の確認は定期的に実施・定期検査終了後に実施

172

頻繁に起こるため，ウォークダウンは特に設備の取を，聞き取り調査の場合は情報提供者の名前をり替え，または分解点検のための隔離が復旧された

特記事項欄に記入する．

後に実施することが望ましい．また，構造物，ケー③現場の状況を詳細に記述できるようにする．

ブルの取り替え，換気空調設備のような補助設備の④現場調査結果を図示または写真等を添付できるよ

変更は，新たな故障モードや故障率の変更を引き起こすため，そのような変更後にウォークダウンを実うにする．
⑤PSAの評価条件をあらかじめ記載しておく．

施すべきである．更に，定期検査後にもウォークダウンを実施することにより，プラント状態の微妙な上記のようなチェックシートを用いてウォークダ変化を見つけることができる．一時的に開けられたウンを実施し，PSA評価条件と現場の状況に不整合穴が塞がれたり，恒久的な構造物の変更が行われてがある場合には，PSAへの影響及びPSA再評価の必いたりするような構造物の健全性の確認は定期的に要性について，PSA専門家の支援を求めることとす実施する必要がある．また，例えば，プラント状態る．の変更があった場合のウォークダウンは，定期検査チェックシートを記入するに当たり，不具合があ中において満水状態からミッドループ状態への水抜る場合にはその旨を記載し，ウォークダウン後に変きのようなリスクが最も高くなるような時期を選ん更が必要かどうかを検討しなければならない．

で行う．

4.7
4.6

調査方法

チェックシートの作成
ウォークダウン時の調査方法として，調査者がチ発電所でウォークダウンを効率的に行うために，ェックシートを持ち，そのチェックシートにより発あらかじめ調査項目を確認方法により次の３つに分電所内を歩いて現場の状況を確認していく方法が一類してチェックシートに記入しておく．

般的である．しかし，今後はチェックシートが徐々①資料調査による確認項目にコンピュータ化される方向にあるものと思われ②聞き取り調査による確認項目

る．現在でも発電所においては，プラント運転中及③現場調査による確認項目

び停止中にデータを収集する種々の方法を利用してまた，チェックシートは，ウォークダウンチームいる．その一つは，コンピュータを活用してデータの構成員にとって次の利点がある．

を自動的に収集し，そのデータを解析のためにデー①ウォークダウンの目的と手順を理解する．

タベースに蓄積し，更に過去のデータと比較する方②データを記録し，結果を報告する方法を提供する法である．コンピュータを活用してウォークダウンことが出来る．

を実施する方法として次の２つがある．
①ウォークダウン実施前にチェックシートをコンピ現場調査により確認する項目については，プランュータデータベース化する方法

トの配置を考慮して調査順序を決める．原則として現場で利用するために携帯用コンピュータにチ発電所員で構成されるウォークダウンチームは，各ェックシートを入力し，ウォークダウン中に得場所毎の調査項目に基づいて調査を実施し，チェッられた結果をそれに入力することにより，チェクシートに従って記録する．

ックシートをオンラインで利用する．最近は，チェックシートは，評価対象プラントのデータのデータベースに直接遠隔エントリすることも出記載を含め，次の観点から作成することが望ましい．

来るようになって来ている．また，ディジタル①データ整理が容易になるように調査項目，変更内カメラでチェックシートに記載された機器や構容，調査場所または系統別に管理番号を割り当造物を撮影し，そのデータを携帯用コンピューてることにより分類する

タに入力することによって，解析出来るように②資料調査の場合は資料名や資料番号などの出典

するとデータの利用価値が増加する．

173

表５

現場調査チェックシート

管理番号：○○−○○○○○

現場調査チェックシート
現場調査項目：○○○○○○○○○

調査実施者：○○○○○○○○○

調査日時：平成○○年○○月○○日
変更内容：空気作動弁から電動弁への変更
変更理由：

追加

調査場所：EL−○○M

□

削除

□

更新

□

○○○○○○○○○

実施時の注意／指示事項：○○○○○○○○○

PSA評価条件

現場の状況

定期試験周期（１ヶ月）

Yes□

現場での手動開放

Yes□

PSA評価条件との整合性：
無 □
有 □

No□

可□ 不可□

弁の初期状態：閉止

添付資料：

特記事項
情報提供者
資料名／番号

調査結果

整合□

No□

不整合(□)

PSAへの影響：有□無□PSA再評価の必要性：

有□無□

174

②チェックシートを自動生成する方法

ウォークダウンを実施するに当たって例えば，次リスクモニタに利用されている方法と同様に，のような注意事項をあらかじめまとめておき，ウォ現在及び今後予想される系統構成に応じてリスークダウン実施時に不都合が生じることがないようクに最も影響を与える機器を優先してチェックにする．

シートを自動生成出来るようにすると，更に効果的なウォークダウンとなる．

①調査内容に関する注意事項
・インターロック，制御回路や電源等の設備の4.8

ように現場での確認が困難なものがある

結果の報告と不整合の処理・停止時のように現場の状況が時間と共に変動するものがある

ウォークダウンに先立ってチェックシートを準備し，ウォークダウン中にチェックシートに記入する．

・現場アクセス時の障害物のようにあってはな

ウォークダウンの結果は，チェックシートを利用すらないものや回復操作時の足場のようになくることによって報告する．PSA評価条件と設備，運てはならないものがある

転／保守手順，試験及び検査の状況等の調査結果が②管理上の注意事項

異なっていた場合には，PSA再評価を実施する．そ・調査区域への立ち入り許可を得ることの再評価から不整合による影響の程度を把握し，不・チームの構成員に事前にウォークダウンの方整合の処理をする．その処理方法としては次の三つ

法について訓練を実施すること（例：無線）があり，どの方法を採用するかは発電所の管理者が・プラントの設備に影響を与えるような機器の使用は避けること決定する．

③安全上の注意事項①PSA評価条件に現場の状況を合わせる．

・適切な安全装備をすること②PSA評価条件を現場の状況に合わせる．

・汚染区域や高放射線区域は調査可能な時期を選ぶこと③PSA評価条件と現場の状況との差異が，PSAの結果に影響を与えていないことをPSA再評価結果により確認し，PSA評価条件及び現場の状況を現状通りとする．

4.9

手順書及びチェックシートの改訂

5.

まとめ

本研究では，発電所における現場調査方法に焦点を当てて，PSAの評価条件が現場の状況と差異がな

手順書は次のような変更があった場合には，改訂しなければならない．

いかどうかについての確認方法を検討した．また，発電所においてチェックシートを用いることにより発電所員がリスク管理のためのウォークダウンを出①PSAが従来考えていなかった事象を考慮するよう改訂された場合のように，PSA自体の評価条件の来るようなガイドラインを作成した．
また，そのガイドラインの中で，非常に労力がかかる作業であるウォークダウンをビデオやオーディ変更②PSAの基本が変わるような大規模な設備または管オ機器を活用し，その情報を基に発電所外で分析す理方法の変更ることにより効率的に行う新しい方法を検討した．

また，手順書の内容が追加，削除された場合及びその方法により，全ての情報をリンクさせることがチェックシートの項目が変更された場合には，チェでき，傾向の把握，解析や遠隔での利用等収集したックシートを改訂しなければならない．

情報の管理を効率化する概念を提案した．

4.10

調査を行う時の注意事項

175

文献

NUREG/CR-4840, SAND 88-3102, November
1990.

（1）PRA Procedures Guide, A Guide to the Performance ofProbabilistic Risk Assessments for Nuclear PowerPlants, NUREG/CR-2300. USNRC, 1983.
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Atomic Energy Agency, Safety Series No.50-P-4,

National Laboratory, Draft, November, 1996.
（5） Treatment of External Hazards in Probabilistic
Safety Assessment for Nuclear Power Plants, Safety
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Analysis for Nuclear Power Plants, NUREG/CR-Vienna,1992.
（3） Procedures for the External Event Core Damage
Frequency（4） Procedures for the PRA Tasks, Brookhaven

Analysesfor

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1981.