レジリエンス評価法の高速炉への適用性に関する基礎的検討
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カテゴリ: 第14回
1.序論
原子力プラントの合理的で効果的な保全の実現のためには、保全プログラムの基本となる保全重要度を適切に定めることが不可欠である。使用実績の限られる新型炉において安全上重要な機能・設備を判断するにあたっては、より多くのリスク関連情報を活用し、炉型の特徴を適切に考慮する必要がある。 原子力プラントの安全性評価に際しては、リスク評価に加えてレジリエンス[1][2]の観点からの評価を取り入れることが、高い粘り強さを持つ安全の確保のために重要と考えられる。すなわち、どの程度の確からしさで、どの程度の機能的・時間的余裕をもって安全上重要な機能を維持・回復できるのか、また、それら確からしさおよび「対応裕度」がハザード強度の上昇や経年化に対してどのように変化していくのか等を定量的に明らかにし評価することである。著者はこれまでに、設計想定を超える事態に対する原子力プラントの対応能力の指標について、外部ハザード等によって一時的に喪失した安全上重要な機能が、アクシデントマネジメント(AM)策の実行によって、要求される時間内に最低限必要な機能レベルまで回復する確率および裕度の総体をレジリエンス指標と定義して 評価法を提案している[3][4]。 本研究では、新型炉における安全上重要な設備の判断 に資する知見の抽出の観点から、レジリエンス評価法の高速炉への適用性について検討する。ここでは簡易的な 高速炉プラントモデルに対してレジリエンス試評価を実施した。
2.レジリエンス指標の評価法
2.1 安全の回復の考え方 外部ハザード等によりシステム安全上重要な機能の一つもしくは複数が喪失したシビアアクシデントを考える。 システム安全の回復能力の評価について本研究では以下のように考えるものとする(Fig.1): ・目標とする安全性能を達成するために最低限必要な安全機能レベル(以後、最低安全機能レベルと呼ぶ)が存 在し、また、平常時の安全機能レベルは通常、最低安全機能レベルに対し余裕を有する。したがい、シビアアク シデント発生後、短期的には必ずしも平常時と同様の安全機能レベルまで回復する必要はなく、最低安全機 能レベルまで達すれば回復に至ったとみなす。 ・ある時間内に最低安全機能レベルまで回復する必要がある。したがい、時間的な制約が存在する。 ・AM 策を構成する個々の措置の成否は雰囲気条件等に依存し確率的である。したがい、いずれの AM シーケンス(安全機能回復の進展パス)が生起するかは確率的である。 このとき、システム安全の回復に成功する確率は、回復に 至るAM シーケンスの生起確率の積算値(Fig.1中の「回 復不可領域」を避ける確率)として評価できる。また、対 応裕度は、各AM シーケンスについてその進展曲線と「回 復不可領域」との距離から評価できる。さらに、各AM シ ーケンスの生起確率と組み合わせて対応裕度の統計量を 算出し、プラントレベルの対応能力の信頼性を評価する。 Fig.1 Recovery of safety function 2.2 レジリエンス指標評価手順 レジリエンス指標の評価概略フローは以下のとおりで ある: 1) 事故シナリオの想定 2) AM 策の策定 3) AM シーケンスの分析 AM イベントツリーの作成 4) 各AM 措置の特徴量の評価 実行失敗確率、所要時間、機能裕度の評価 5) レジリエンス指標値評価 各 AM シーケンスの生起確率、累積所要時間、 システム機能裕度、時間裕度、回復成否の評価 6) 脆弱性の摘出 重要度解析、耐性評価 AM シーケンスの分析(イベントツリーの作成) 個々のAM 措置をヘディングとしたAM イベントツリ ーを作成し、起こり得るすべての AM シーケンスを同定 する。このとき、ある AM 措置(AM イベントツリーの ヘディング)の分岐の判定は、それまでの AM 措置によ る部分的な機能回復の累積を考慮したうえで為すものと する。 各AM 措置の特徴量の評価 AM 策中の個々の措置を特徴付ける量として、実行失 敗確率、所要時間、機能裕度を考え各々を評価する。この とき、ハザード強度等の事故時雰囲気条件を考慮する。 実行失敗確率について、各 AM 措置の実行失敗を頂上 事象としたフォールトツリーを作成する。フォールトツ リーの作成では、外力に起因する構築物・機器の損傷、経 年化に起因する構築物・機器の劣化、ランダム故障、人的 過誤等を考慮する。 所要時間について、個々のAM 措置 i の実行に要する 時間 # を評価する。 システム安全の回復に至る AM シーケンスの生起確率 の積算値および対応裕度を評価するために、AM イベン トツリーおよび各AM 措置の特徴量を用いて、各AM シ ーケンスの生起確率、累積所要時間、システム機能裕度、 時間裕度、回復成否を評価する。 各 AM シーケンスの生起確率について、各ヘディング (AM 措置)の分岐確率から、設定したハザード強度aお よびプラント損傷状態 x に対する各 AM シーケンス j の 条件付き生起確率 j6 7 を求める。 各AM シーケンスの累積所要時間について、各AM 措 置の所要時間から、各 AM シーケンス j の累積所要時間 $ を求める。 各AMシーケンスのシステム機能裕度について、各AM 措置の機能裕度から、各 AM シーケンス j についてシス テムの機能裕度を求める。直列系を成す AM 策において は、いずれかの措置の機能レベルが最低安全機能レベル を下回った場合(機能裕度が1 未満であった場合)、当該 AM 策による回復は失敗(回復失敗シーケンス)となる。 したがい、i 番目のAM 措置の機能裕度を # として、 $ 5 6 #7 (1) なる $ をシステム機能裕度として定義して求める。並 列系を成す AM 策においては、いずれかの措置の機能レ ベルが最低安全機能レベルを下回った場合(機能裕度が1 未満であった場合)でも当該措置と機能的に冗長な措置 が存在することから、システム機能裕度を - 372 - 機能裕度について、個々の AM 措置に期待される機能 レベルが、安全の確保上最低限達成すべき機能レベル(最 低安全機能レベル)に対してどれだけ余裕を有するかを 評価する。各 AM 措置 i に対して、最低安全機能レベル に対する当該措置の機能レベルの比(すなわち、最低安全 機能レベルに対する裕度)を当該措置の機能裕度 # と して定義する。 レジリエンス指標値評価(AM シーケンスの定量化、AM 有効性評価) $ 5 # # (2) と定義して求める。直並列系を成す AM 策においては、 上記直列系および並列系に対する定義を組み合わせてシ ステム機能裕度を求めることができる。 各AM シーケンスの時間裕度について、各AM シーケ ンス j に対して、設定した時間制約 #&、および累積所 要時間 $ を用いて $ 5 #& $ (3) なる $ を時間裕度として定義して求める。 各AM シーケンスの回復成否について、時間制約 #& 経過時点でのシステム機能裕度 $ が 1 以上となれば (最低安全機能レベル #& 達成時点での時間裕度 $ が 1 以上となれば)回復進展パスが「回復不可領域」を 通らず、当該 AM シーケンス j は回復成功であると考え る。 上記の結果から、想定ハザード強度 a およびプラント 損傷状態 x に対する条件付きシステム回復成功確率 !(*6 7 を次式より求める。 !(* 5 $ 6 7 $ (4) ここで、 $ 6 7は回復に成功するAM シーケンス j’ の 条件付き生起確率である。 さらに、プラントレベルの対応能力の信頼性を評価す る。ここで、機能的余裕については、制約時間経過時点で のシステム機能裕度の確率分布に、また、時間的余裕につ いては最低安全機能レベル達成時点での時間裕度の確率 Fig.2 Schematic illustration of plant level response margin 3.試評価条件の設定 適用事例として、「高速増殖炉の確率論的安全評価(レ ベル 1 PSA)に関する報告書」[5]で設定された事故シー ケンスグループを対象に、レジリエンス指標の考え方に 基づくシステム安全回復能力の試評価、重要度解析、耐性 評価を行う。 事故シナリオの想定 文献[5]中の事故シーケンスグループのうち、「1次冷却 材漏えい(ガードベッセル内)」を想定する。また、ここ ではハザードとして地震を想定することとする。 AM 策の策定 1 次冷却材漏えい(ガードベッセル内)は、ガードベッ セル内の配管または機器からの 1 次冷却材漏えい事象で ある。この時、原子炉停止機能として、原子炉トリップ信 号が発生し制御棒が挿入される必要がある。崩壊熱除去 機能の喪失を防止するには、原子炉容器液位確保が必要 分布にそれぞれ着目する(Fig.2)。すなわち、 $ /34、 号が発生し制御棒が挿入される必要がある。崩壊熱除去 機能の喪失を防止するには、原子炉容器液位確保が必要 号が発生し制御棒が挿入される必要がある。崩壊熱除去 機能の喪失を防止するには、原子炉容器液位確保が必要 $ /34の期待値 .、 1 および標準偏差 .、 1 となるため、ガードベッセルが健全である必要が生じる。 また、1次主冷却系循環ポンプトリップが必要となる。通 となるため、ガードベッセルが健全である必要が生じる。 また、1次主冷却系循環ポンプトリップが必要となる。通 を用いて 5 . . (5) 5 1 1 (6) を定義して評価する。 、 は各AM シーケンスの対応 裕度と生起確率を縮約した対応能力の信頼性の尺度とな っており、プラントレベルの対応能力の指標として考え ることができる。 常運転時に、原子炉容器は 1 次アルゴンガス系により加 圧されているため、漏えい量を抑制するには 1 次アルゴ ンガス系を隔離する必要がある。また、1 次ナトリウムオ ーバフロー系の汲上げ運転による原子炉液位確保が必要 となる。また、崩壊熱除去について、補助冷却設備強制循 環、補助冷却設備自然循環、およびメンテナンス冷却系が 緩和系統として期待できる。 したがい、以下の措置により炉心の安定冷却を図る: (1) 原子炉保護系 (2) 制御棒挿入 - 373 - (3) ガードベッセル健全性 (4) 1次主冷却系循環ポンプトリップ (5) 1次アルゴンガス系隔離 (6) 1次ナトリウムオーバフロー系 (7) 補助冷却設備強制循環 (8) 補助冷却設備自然循環 (9) メンテナンス冷却系 また、時間制約について、原子炉容器液位確保機能の回 復(AM 措置(5)まで成功)に対する時間制約、崩壊熱除 去機能の回復(AM 措置(7)、(8)または(9)まで成功)に対 する時間制約がある。文献[5]中の簡易的・保守的評価で は、それぞれおよそ33分、11時間と評価されている。こ こでは簡易的に、システム安全の回復(AM 策全体の成 功)に対する時間制約を33分と設定した。 AM シーケンスの分析(イベントツリーの作成) 前述の AM 策に対し AM イベントツリーを作成する。 補助冷却設備による崩壊熱除去措置((7)および(8))とメ ンテナンス冷却系による崩壊熱除去措置((9))とが冗長 で並列系であり、また、それが原子炉停止措置((1)およ び(2))および原子炉容器液位確保措置((3)?(6))と直列 の関係(つまり、原子炉停止措置、原子炉容器液位確保措 置、崩壊熱除去措置措置のいずれか一つが失敗すれば回 復失敗)にあるため、直並列系を成すAM 策である(Fig.3)。 Fig.3 Accident management procedure 各AM 措置の特徴量の評価 試評価に用いた各AM 措置の特徴量をTable 1 に示す。 (a) 実行失敗確率の評価 フラジリティ評価について、本試評価条件ではハザード として地震を想定している。ここでは簡易的に、各措置の 代表機器について電力事業者による軽水炉のPRA結果を 参考に地震フラジリティパラメータAm、βR、βUを設定し、 各措置のフラジリティ曲線 として算定した。 5 %' 4 ,2 + - ) ,0 (7) ここで、pは信頼度であり本稿では50%とした。 Table 1 Evaluation condition AM措置 代表機器 フラジリティ 経年化/人的過誤 による失敗確率 所要時間 機能裕度 (1) 原子炉保護系 原子炉トリップ 遮断機 4 台 Am = 0.80 [G] βR = 0.13 3.1E-07 [1/Demand] 0.01分 1 x 4台 βU = 0.23 = 4 (2) 制御棒挿入 制御棒駆動装置 2 台 Am = 3.02 [G] βR = 0.25 2.6E-10 [1/Demand] 0.1分 1 x 2台 βU = 0.25 = 2 (3) ガードベッセル 健全性 ガードベッセル 1 台 Am= 9.62 [G] βR = 0.22 8.8E-07 [1/Demand] 0.01分 1 βU = 0.24 (4) 1 次主冷却系循環 ポンプトリップ 1 次冷却材ポンプ 1 台 Am = 2.06 [G] βR = 0.19 3.1E-09 [1/Demand] 1 分 1 βU = 0.19 (5) 1 次アルゴンガス 系隔離 電動弁 1 台 Am = 3.74 [G] βR = 0.30 4.6E-07 [1/Demand] 3 分 1 βU= 0.34 (6) 1 次ナトリウム オーバーフロー系 電動ポンプ 1 台 Am = 1.89 [G] βR = 0.01 3.5E-06 [1/Demand] 3 分 1 βU = 0.06 (7) 補助冷却設備 強制循環 電動ポンプ 2 台 Am = 1.89 [G] βR = 0.01 6.1E-03 [1/Demand] 3 分 1 x 2台 βU = 0.06 = 2 (8) 補助冷却設備 自然循環 空気冷却機 3 台 Am = 1.99 [G] βR = 0.08 1.7E-05 [1/Demand] 3 分 1 x 3台 βU = 0.17 = 3 (9) メンテナンス 冷却系 電動ポンプ 1 台 Am = 1.89 [G] βR = 0.01 1.4E-02 [1/Demand] 10 分 1 βU = 0.06 - 374 - 経年化評価および人間信頼性評価について、ここでは 経年化または人的過誤に起因する各措置の実行失敗確率 として、文献[5]によるアンアベイラビリティの定量評価 結果を参考に設定した。 (b) 所要時間の評価 各措置について電力事業者による軽水炉の重大事故等 対策の有効性評価結果等も参考に所要時間を設定した。 なお、ここでは所要時間のハザード強度依存性は考慮し ないこととする。 (c) 機能裕度の評価 最低安全機能レベルの値について、保守的取り扱いと して設計値を使用することとした。なお、ここでは機能裕 度のハザード強度依存性は考慮しないこととする。 4.試評価結果および考察 レジリエンス指標値評価(AM シーケンスの定量化、AM 有効性評価) 前章の評価条件に基づき、システム安全の回復に至る AM シーケンスの生起確率の積算値および対応裕度を評 価した。ハザード強度 a = 0.0 [G] とした場合に得られた 各AM シーケンスの生起確率をFig.4(左)に示す。原子 炉停止(AM 措置(1), (2))および原子炉容器液位確保(AM 措置(3)?(6))に成功し、AM 措置(7)(補助冷却設備強制 循環)により崩壊熱除去に成功する「Seq.1」が支配的な パスとして生起した。Fig.4(中)は各 AM シーケンスの 回復経路(システム機能裕度の時刻歴)を示しており、太 矢印は「Seq.1」の回復経路である。総所要時間 10.12 分 (< 33 分)でシステム機能裕度 MF = 1.0 (≧1.0)に至っ ており、設定された「回復不可領域」(図中、右下の灰色 部)を通過していないため回復成功シーケンスであるこ とが見てとれる。このとき条件付きシステム回復成功確 率 !(* 5 = 0.999995 となった。また、Fig.4 (右)に対応裕度の生起確率分布を示す。式(5), (6)よりプ ラントレベルの対応裕度を求めると、システム機能裕度 について、μMF = 0.999995, σMF = 0.002270, βF = 440.5、 時間裕度について、μMT = 3.260853, σMT = 0.0074156, β T = 439.7となった。 同様に、ハザード強度 a = 1.0 [G]とした場合に得られ た各AM シーケンスの生起確率をFig.5(左)に示す。図 中、白色部は回復成功シーケンスを、斜線部は回復失敗シ ーケンスをそれぞれ表している。a = 1.0 [G]の場合、「Seq.1」 に加え、AM 措置(1)(原子炉保護系)による原子炉停止 系作動に失敗する「Seq.17」が主たるシーケンスとして生 措置(1) (原子炉保護系)のフラジリティパラメータ Am が最小(Am = 0.8[G])のためである。このとき条件付きシ ステム回復成功確率 !(* 5 = 0.163 となった。 また、Fig.5(右)に対応裕度の生起確率分布を示す。プラ ントレベルの対応裕度を求めると、システム機能裕度に Fig.5 (Left) Occurrence probability of each AM sequence and (Right) probability distribution of plant level response margin: a = 1.0 [G] Fig.4 (Left) Occurrence probability of each AM sequence, (Center) time series of system functional margin and (Right) probability distribution of plant level response margin: a = 0.0 [G] - 375 - 起した。これは、本試評価の条件(Table 1)において、AM ついて、μMF = 0.162707, σMF = 0.369098, βF = 0.440824、 時間裕度について、μMT = 0.530567, σMT = 1.203582, βT = 0.440824となった。 脆弱性の摘出 (a) 重要度解析 各 AM 措置がシステム安全回復能力に及ぼす影響を定 量評価するために、ここでは各 AM 措置の内的事象(経 年化または人的過誤)に起因する実行失敗確率の変化に 対するプラントレベル対応裕度の感度を評価した。 ハザード強度 a = 0.0 [G] における算出結果を Fig.6 に 示す。本試評価条件では、AM 措置(6)(1 次ナトリウムオ ーバフロー系)が、プラントレベル機能裕度、プラントレ ベル時間裕度における重要度の観点から抽出されている。 外力の無い条件に対する本結果は、レベル 1 PSA[5]にお ける結果と整合している。 Fig.6 Sensitivity of plant level response margin to execution failure probability due to internal event of each AM measure: a = 0.0 [G] (b) 耐性評価 ハザード強度を 0.0~1.0 [G] まで 0.2 [G] 刻みで変化 させ、条件付きシステム回復成功確率およびプラントレ ベル対応裕度のハザード強度依存性を評価した結果を Fig.7 にそれぞれ示す。本評価設定においては、システム 安全回復成功確率については、a = 0.8 [G] 付近以降で大 きく低下する振る舞いを示している。プラントレベル対 応裕度については、機能裕度、時間裕度ともにa = 0.4 [G] 付近まで非常に大きな余裕を持ち、それ以降、潜在的な対 応余裕が徐々に減少していく振る舞いを示している。 (b) Fig.7 Hazard intensity dependency: (a) success probability ル内)」を対象に、レジリエンス指標の考え方に基づいて システム安全回復能力の試評価、重要度解析、耐性評価を 行った。 今後の課題として、サポート系の考慮等のプラントモ デルの詳細化、所要時間・機能裕度のハザード強度依存性 等の評価条件の詳細化に加え、特に高速炉への適用性の 観点からは段階的な時間制約を適切に取り入れることが 必要である。その上で、軽水炉の冷却材喪失事故に対する レジリエンス評価と比較することで、炉型の違いがレジ リエンスに与える影響を定量評価可能になる。 参考文献 [1] E. Hollnagel, D.D. Woods and N. Leveson (Eds.): “Resilience engineering: Concepts and precepts”, Ashgate Pub Co. (2006) [2] L. Carlson, G. Bassett, W. Buehring et al.: “Resilience: (a) (c) (c) - 376 - of system recovery, (b) plant level functional margin, and (c) plant level time margin 5.結論 設計想定を超える事態に対する原子力プラントのシス テム安全を評価するための指標として提案しているレジ リエンス指標を、簡易的な高速炉プラントモデルに適用 した。事故シーケンス「1 次冷却材漏えい(ガードベッセ Theory and applications”, Argonne National Laboratory, ANL/DIS-12-1 (2012) [3] K. Demachi, M. Suzuki, H. Miyano et al.: “Development (Part of resilience evaluation method for nuclear power plants 3: Study on evaluation method and applicability of (Part 1: Proposal of resilience index for assessment index of resilience index)”, E-Journal of Advanced Maintenance, safety of nuclear power plant under severe accident)”, E- Vol.9, No.1, pp.1-14 (2017) Journal of Advanced Maintenance, Vol.8, No.2, pp.23-31 [5] 原子力発電技術機構原子力安全解析所: “平成 14 年 (2016) 度高速増殖炉の確率論的安全評価(レベル 1 PSA) [4] M. Suzuki, K. Demachi, H. Miyano et al.: “Development に関する報告書”, INS/MO2-73 (2003) of resilience evaluation method for nuclear power plants - 377 - レジリエンス評価法の高速炉への適用性に関する基礎的検討 鈴木 正昭,Masaaki SUZUKI,出町 和之,Kazuyuki DEMACHI,高屋 茂,Shigeru TAKAYA,近澤 佳隆,Yoshitaka CHIKAZAWA
原子力プラントの合理的で効果的な保全の実現のためには、保全プログラムの基本となる保全重要度を適切に定めることが不可欠である。使用実績の限られる新型炉において安全上重要な機能・設備を判断するにあたっては、より多くのリスク関連情報を活用し、炉型の特徴を適切に考慮する必要がある。 原子力プラントの安全性評価に際しては、リスク評価に加えてレジリエンス[1][2]の観点からの評価を取り入れることが、高い粘り強さを持つ安全の確保のために重要と考えられる。すなわち、どの程度の確からしさで、どの程度の機能的・時間的余裕をもって安全上重要な機能を維持・回復できるのか、また、それら確からしさおよび「対応裕度」がハザード強度の上昇や経年化に対してどのように変化していくのか等を定量的に明らかにし評価することである。著者はこれまでに、設計想定を超える事態に対する原子力プラントの対応能力の指標について、外部ハザード等によって一時的に喪失した安全上重要な機能が、アクシデントマネジメント(AM)策の実行によって、要求される時間内に最低限必要な機能レベルまで回復する確率および裕度の総体をレジリエンス指標と定義して 評価法を提案している[3][4]。 本研究では、新型炉における安全上重要な設備の判断 に資する知見の抽出の観点から、レジリエンス評価法の高速炉への適用性について検討する。ここでは簡易的な 高速炉プラントモデルに対してレジリエンス試評価を実施した。
2.レジリエンス指標の評価法
2.1 安全の回復の考え方 外部ハザード等によりシステム安全上重要な機能の一つもしくは複数が喪失したシビアアクシデントを考える。 システム安全の回復能力の評価について本研究では以下のように考えるものとする(Fig.1): ・目標とする安全性能を達成するために最低限必要な安全機能レベル(以後、最低安全機能レベルと呼ぶ)が存 在し、また、平常時の安全機能レベルは通常、最低安全機能レベルに対し余裕を有する。したがい、シビアアク シデント発生後、短期的には必ずしも平常時と同様の安全機能レベルまで回復する必要はなく、最低安全機 能レベルまで達すれば回復に至ったとみなす。 ・ある時間内に最低安全機能レベルまで回復する必要がある。したがい、時間的な制約が存在する。 ・AM 策を構成する個々の措置の成否は雰囲気条件等に依存し確率的である。したがい、いずれの AM シーケンス(安全機能回復の進展パス)が生起するかは確率的である。 このとき、システム安全の回復に成功する確率は、回復に 至るAM シーケンスの生起確率の積算値(Fig.1中の「回 復不可領域」を避ける確率)として評価できる。また、対 応裕度は、各AM シーケンスについてその進展曲線と「回 復不可領域」との距離から評価できる。さらに、各AM シ ーケンスの生起確率と組み合わせて対応裕度の統計量を 算出し、プラントレベルの対応能力の信頼性を評価する。 Fig.1 Recovery of safety function 2.2 レジリエンス指標評価手順 レジリエンス指標の評価概略フローは以下のとおりで ある: 1) 事故シナリオの想定 2) AM 策の策定 3) AM シーケンスの分析 AM イベントツリーの作成 4) 各AM 措置の特徴量の評価 実行失敗確率、所要時間、機能裕度の評価 5) レジリエンス指標値評価 各 AM シーケンスの生起確率、累積所要時間、 システム機能裕度、時間裕度、回復成否の評価 6) 脆弱性の摘出 重要度解析、耐性評価 AM シーケンスの分析(イベントツリーの作成) 個々のAM 措置をヘディングとしたAM イベントツリ ーを作成し、起こり得るすべての AM シーケンスを同定 する。このとき、ある AM 措置(AM イベントツリーの ヘディング)の分岐の判定は、それまでの AM 措置によ る部分的な機能回復の累積を考慮したうえで為すものと する。 各AM 措置の特徴量の評価 AM 策中の個々の措置を特徴付ける量として、実行失 敗確率、所要時間、機能裕度を考え各々を評価する。この とき、ハザード強度等の事故時雰囲気条件を考慮する。 実行失敗確率について、各 AM 措置の実行失敗を頂上 事象としたフォールトツリーを作成する。フォールトツ リーの作成では、外力に起因する構築物・機器の損傷、経 年化に起因する構築物・機器の劣化、ランダム故障、人的 過誤等を考慮する。 所要時間について、個々のAM 措置 i の実行に要する 時間 # を評価する。 システム安全の回復に至る AM シーケンスの生起確率 の積算値および対応裕度を評価するために、AM イベン トツリーおよび各AM 措置の特徴量を用いて、各AM シ ーケンスの生起確率、累積所要時間、システム機能裕度、 時間裕度、回復成否を評価する。 各 AM シーケンスの生起確率について、各ヘディング (AM 措置)の分岐確率から、設定したハザード強度aお よびプラント損傷状態 x に対する各 AM シーケンス j の 条件付き生起確率 j6 7 を求める。 各AM シーケンスの累積所要時間について、各AM 措 置の所要時間から、各 AM シーケンス j の累積所要時間 $ を求める。 各AMシーケンスのシステム機能裕度について、各AM 措置の機能裕度から、各 AM シーケンス j についてシス テムの機能裕度を求める。直列系を成す AM 策において は、いずれかの措置の機能レベルが最低安全機能レベル を下回った場合(機能裕度が1 未満であった場合)、当該 AM 策による回復は失敗(回復失敗シーケンス)となる。 したがい、i 番目のAM 措置の機能裕度を # として、 $ 5 6 #7 (1) なる $ をシステム機能裕度として定義して求める。並 列系を成す AM 策においては、いずれかの措置の機能レ ベルが最低安全機能レベルを下回った場合(機能裕度が1 未満であった場合)でも当該措置と機能的に冗長な措置 が存在することから、システム機能裕度を - 372 - 機能裕度について、個々の AM 措置に期待される機能 レベルが、安全の確保上最低限達成すべき機能レベル(最 低安全機能レベル)に対してどれだけ余裕を有するかを 評価する。各 AM 措置 i に対して、最低安全機能レベル に対する当該措置の機能レベルの比(すなわち、最低安全 機能レベルに対する裕度)を当該措置の機能裕度 # と して定義する。 レジリエンス指標値評価(AM シーケンスの定量化、AM 有効性評価) $ 5 # # (2) と定義して求める。直並列系を成す AM 策においては、 上記直列系および並列系に対する定義を組み合わせてシ ステム機能裕度を求めることができる。 各AM シーケンスの時間裕度について、各AM シーケ ンス j に対して、設定した時間制約 #&、および累積所 要時間 $ を用いて $ 5 #& $ (3) なる $ を時間裕度として定義して求める。 各AM シーケンスの回復成否について、時間制約 #& 経過時点でのシステム機能裕度 $ が 1 以上となれば (最低安全機能レベル #& 達成時点での時間裕度 $ が 1 以上となれば)回復進展パスが「回復不可領域」を 通らず、当該 AM シーケンス j は回復成功であると考え る。 上記の結果から、想定ハザード強度 a およびプラント 損傷状態 x に対する条件付きシステム回復成功確率 !(*6 7 を次式より求める。 !(* 5 $ 6 7 $ (4) ここで、 $ 6 7は回復に成功するAM シーケンス j’ の 条件付き生起確率である。 さらに、プラントレベルの対応能力の信頼性を評価す る。ここで、機能的余裕については、制約時間経過時点で のシステム機能裕度の確率分布に、また、時間的余裕につ いては最低安全機能レベル達成時点での時間裕度の確率 Fig.2 Schematic illustration of plant level response margin 3.試評価条件の設定 適用事例として、「高速増殖炉の確率論的安全評価(レ ベル 1 PSA)に関する報告書」[5]で設定された事故シー ケンスグループを対象に、レジリエンス指標の考え方に 基づくシステム安全回復能力の試評価、重要度解析、耐性 評価を行う。 事故シナリオの想定 文献[5]中の事故シーケンスグループのうち、「1次冷却 材漏えい(ガードベッセル内)」を想定する。また、ここ ではハザードとして地震を想定することとする。 AM 策の策定 1 次冷却材漏えい(ガードベッセル内)は、ガードベッ セル内の配管または機器からの 1 次冷却材漏えい事象で ある。この時、原子炉停止機能として、原子炉トリップ信 号が発生し制御棒が挿入される必要がある。崩壊熱除去 機能の喪失を防止するには、原子炉容器液位確保が必要 分布にそれぞれ着目する(Fig.2)。すなわち、 $ /34、 号が発生し制御棒が挿入される必要がある。崩壊熱除去 機能の喪失を防止するには、原子炉容器液位確保が必要 号が発生し制御棒が挿入される必要がある。崩壊熱除去 機能の喪失を防止するには、原子炉容器液位確保が必要 $ /34の期待値 .、 1 および標準偏差 .、 1 となるため、ガードベッセルが健全である必要が生じる。 また、1次主冷却系循環ポンプトリップが必要となる。通 となるため、ガードベッセルが健全である必要が生じる。 また、1次主冷却系循環ポンプトリップが必要となる。通 を用いて 5 . . (5) 5 1 1 (6) を定義して評価する。 、 は各AM シーケンスの対応 裕度と生起確率を縮約した対応能力の信頼性の尺度とな っており、プラントレベルの対応能力の指標として考え ることができる。 常運転時に、原子炉容器は 1 次アルゴンガス系により加 圧されているため、漏えい量を抑制するには 1 次アルゴ ンガス系を隔離する必要がある。また、1 次ナトリウムオ ーバフロー系の汲上げ運転による原子炉液位確保が必要 となる。また、崩壊熱除去について、補助冷却設備強制循 環、補助冷却設備自然循環、およびメンテナンス冷却系が 緩和系統として期待できる。 したがい、以下の措置により炉心の安定冷却を図る: (1) 原子炉保護系 (2) 制御棒挿入 - 373 - (3) ガードベッセル健全性 (4) 1次主冷却系循環ポンプトリップ (5) 1次アルゴンガス系隔離 (6) 1次ナトリウムオーバフロー系 (7) 補助冷却設備強制循環 (8) 補助冷却設備自然循環 (9) メンテナンス冷却系 また、時間制約について、原子炉容器液位確保機能の回 復(AM 措置(5)まで成功)に対する時間制約、崩壊熱除 去機能の回復(AM 措置(7)、(8)または(9)まで成功)に対 する時間制約がある。文献[5]中の簡易的・保守的評価で は、それぞれおよそ33分、11時間と評価されている。こ こでは簡易的に、システム安全の回復(AM 策全体の成 功)に対する時間制約を33分と設定した。 AM シーケンスの分析(イベントツリーの作成) 前述の AM 策に対し AM イベントツリーを作成する。 補助冷却設備による崩壊熱除去措置((7)および(8))とメ ンテナンス冷却系による崩壊熱除去措置((9))とが冗長 で並列系であり、また、それが原子炉停止措置((1)およ び(2))および原子炉容器液位確保措置((3)?(6))と直列 の関係(つまり、原子炉停止措置、原子炉容器液位確保措 置、崩壊熱除去措置措置のいずれか一つが失敗すれば回 復失敗)にあるため、直並列系を成すAM 策である(Fig.3)。 Fig.3 Accident management procedure 各AM 措置の特徴量の評価 試評価に用いた各AM 措置の特徴量をTable 1 に示す。 (a) 実行失敗確率の評価 フラジリティ評価について、本試評価条件ではハザード として地震を想定している。ここでは簡易的に、各措置の 代表機器について電力事業者による軽水炉のPRA結果を 参考に地震フラジリティパラメータAm、βR、βUを設定し、 各措置のフラジリティ曲線 として算定した。 5 %' 4 ,2 + - ) ,0 (7) ここで、pは信頼度であり本稿では50%とした。 Table 1 Evaluation condition AM措置 代表機器 フラジリティ 経年化/人的過誤 による失敗確率 所要時間 機能裕度 (1) 原子炉保護系 原子炉トリップ 遮断機 4 台 Am = 0.80 [G] βR = 0.13 3.1E-07 [1/Demand] 0.01分 1 x 4台 βU = 0.23 = 4 (2) 制御棒挿入 制御棒駆動装置 2 台 Am = 3.02 [G] βR = 0.25 2.6E-10 [1/Demand] 0.1分 1 x 2台 βU = 0.25 = 2 (3) ガードベッセル 健全性 ガードベッセル 1 台 Am= 9.62 [G] βR = 0.22 8.8E-07 [1/Demand] 0.01分 1 βU = 0.24 (4) 1 次主冷却系循環 ポンプトリップ 1 次冷却材ポンプ 1 台 Am = 2.06 [G] βR = 0.19 3.1E-09 [1/Demand] 1 分 1 βU = 0.19 (5) 1 次アルゴンガス 系隔離 電動弁 1 台 Am = 3.74 [G] βR = 0.30 4.6E-07 [1/Demand] 3 分 1 βU= 0.34 (6) 1 次ナトリウム オーバーフロー系 電動ポンプ 1 台 Am = 1.89 [G] βR = 0.01 3.5E-06 [1/Demand] 3 分 1 βU = 0.06 (7) 補助冷却設備 強制循環 電動ポンプ 2 台 Am = 1.89 [G] βR = 0.01 6.1E-03 [1/Demand] 3 分 1 x 2台 βU = 0.06 = 2 (8) 補助冷却設備 自然循環 空気冷却機 3 台 Am = 1.99 [G] βR = 0.08 1.7E-05 [1/Demand] 3 分 1 x 3台 βU = 0.17 = 3 (9) メンテナンス 冷却系 電動ポンプ 1 台 Am = 1.89 [G] βR = 0.01 1.4E-02 [1/Demand] 10 分 1 βU = 0.06 - 374 - 経年化評価および人間信頼性評価について、ここでは 経年化または人的過誤に起因する各措置の実行失敗確率 として、文献[5]によるアンアベイラビリティの定量評価 結果を参考に設定した。 (b) 所要時間の評価 各措置について電力事業者による軽水炉の重大事故等 対策の有効性評価結果等も参考に所要時間を設定した。 なお、ここでは所要時間のハザード強度依存性は考慮し ないこととする。 (c) 機能裕度の評価 最低安全機能レベルの値について、保守的取り扱いと して設計値を使用することとした。なお、ここでは機能裕 度のハザード強度依存性は考慮しないこととする。 4.試評価結果および考察 レジリエンス指標値評価(AM シーケンスの定量化、AM 有効性評価) 前章の評価条件に基づき、システム安全の回復に至る AM シーケンスの生起確率の積算値および対応裕度を評 価した。ハザード強度 a = 0.0 [G] とした場合に得られた 各AM シーケンスの生起確率をFig.4(左)に示す。原子 炉停止(AM 措置(1), (2))および原子炉容器液位確保(AM 措置(3)?(6))に成功し、AM 措置(7)(補助冷却設備強制 循環)により崩壊熱除去に成功する「Seq.1」が支配的な パスとして生起した。Fig.4(中)は各 AM シーケンスの 回復経路(システム機能裕度の時刻歴)を示しており、太 矢印は「Seq.1」の回復経路である。総所要時間 10.12 分 (< 33 分)でシステム機能裕度 MF = 1.0 (≧1.0)に至っ ており、設定された「回復不可領域」(図中、右下の灰色 部)を通過していないため回復成功シーケンスであるこ とが見てとれる。このとき条件付きシステム回復成功確 率 !(* 5 = 0.999995 となった。また、Fig.4 (右)に対応裕度の生起確率分布を示す。式(5), (6)よりプ ラントレベルの対応裕度を求めると、システム機能裕度 について、μMF = 0.999995, σMF = 0.002270, βF = 440.5、 時間裕度について、μMT = 3.260853, σMT = 0.0074156, β T = 439.7となった。 同様に、ハザード強度 a = 1.0 [G]とした場合に得られ た各AM シーケンスの生起確率をFig.5(左)に示す。図 中、白色部は回復成功シーケンスを、斜線部は回復失敗シ ーケンスをそれぞれ表している。a = 1.0 [G]の場合、「Seq.1」 に加え、AM 措置(1)(原子炉保護系)による原子炉停止 系作動に失敗する「Seq.17」が主たるシーケンスとして生 措置(1) (原子炉保護系)のフラジリティパラメータ Am が最小(Am = 0.8[G])のためである。このとき条件付きシ ステム回復成功確率 !(* 5 = 0.163 となった。 また、Fig.5(右)に対応裕度の生起確率分布を示す。プラ ントレベルの対応裕度を求めると、システム機能裕度に Fig.5 (Left) Occurrence probability of each AM sequence and (Right) probability distribution of plant level response margin: a = 1.0 [G] Fig.4 (Left) Occurrence probability of each AM sequence, (Center) time series of system functional margin and (Right) probability distribution of plant level response margin: a = 0.0 [G] - 375 - 起した。これは、本試評価の条件(Table 1)において、AM ついて、μMF = 0.162707, σMF = 0.369098, βF = 0.440824、 時間裕度について、μMT = 0.530567, σMT = 1.203582, βT = 0.440824となった。 脆弱性の摘出 (a) 重要度解析 各 AM 措置がシステム安全回復能力に及ぼす影響を定 量評価するために、ここでは各 AM 措置の内的事象(経 年化または人的過誤)に起因する実行失敗確率の変化に 対するプラントレベル対応裕度の感度を評価した。 ハザード強度 a = 0.0 [G] における算出結果を Fig.6 に 示す。本試評価条件では、AM 措置(6)(1 次ナトリウムオ ーバフロー系)が、プラントレベル機能裕度、プラントレ ベル時間裕度における重要度の観点から抽出されている。 外力の無い条件に対する本結果は、レベル 1 PSA[5]にお ける結果と整合している。 Fig.6 Sensitivity of plant level response margin to execution failure probability due to internal event of each AM measure: a = 0.0 [G] (b) 耐性評価 ハザード強度を 0.0~1.0 [G] まで 0.2 [G] 刻みで変化 させ、条件付きシステム回復成功確率およびプラントレ ベル対応裕度のハザード強度依存性を評価した結果を Fig.7 にそれぞれ示す。本評価設定においては、システム 安全回復成功確率については、a = 0.8 [G] 付近以降で大 きく低下する振る舞いを示している。プラントレベル対 応裕度については、機能裕度、時間裕度ともにa = 0.4 [G] 付近まで非常に大きな余裕を持ち、それ以降、潜在的な対 応余裕が徐々に減少していく振る舞いを示している。 (b) Fig.7 Hazard intensity dependency: (a) success probability ル内)」を対象に、レジリエンス指標の考え方に基づいて システム安全回復能力の試評価、重要度解析、耐性評価を 行った。 今後の課題として、サポート系の考慮等のプラントモ デルの詳細化、所要時間・機能裕度のハザード強度依存性 等の評価条件の詳細化に加え、特に高速炉への適用性の 観点からは段階的な時間制約を適切に取り入れることが 必要である。その上で、軽水炉の冷却材喪失事故に対する レジリエンス評価と比較することで、炉型の違いがレジ リエンスに与える影響を定量評価可能になる。 参考文献 [1] E. Hollnagel, D.D. Woods and N. Leveson (Eds.): “Resilience engineering: Concepts and precepts”, Ashgate Pub Co. (2006) [2] L. Carlson, G. Bassett, W. Buehring et al.: “Resilience: (a) (c) (c) - 376 - of system recovery, (b) plant level functional margin, and (c) plant level time margin 5.結論 設計想定を超える事態に対する原子力プラントのシス テム安全を評価するための指標として提案しているレジ リエンス指標を、簡易的な高速炉プラントモデルに適用 した。事故シーケンス「1 次冷却材漏えい(ガードベッセ Theory and applications”, Argonne National Laboratory, ANL/DIS-12-1 (2012) [3] K. Demachi, M. Suzuki, H. Miyano et al.: “Development (Part of resilience evaluation method for nuclear power plants 3: Study on evaluation method and applicability of (Part 1: Proposal of resilience index for assessment index of resilience index)”, E-Journal of Advanced Maintenance, safety of nuclear power plant under severe accident)”, E- Vol.9, No.1, pp.1-14 (2017) Journal of Advanced Maintenance, Vol.8, No.2, pp.23-31 [5] 原子力発電技術機構原子力安全解析所: “平成 14 年 (2016) 度高速増殖炉の確率論的安全評価(レベル 1 PSA) [4] M. Suzuki, K. Demachi, H. Miyano et al.: “Development に関する報告書”, INS/MO2-73 (2003) of resilience evaluation method for nuclear power plants - 377 - レジリエンス評価法の高速炉への適用性に関する基礎的検討 鈴木 正昭,Masaaki SUZUKI,出町 和之,Kazuyuki DEMACHI,高屋 茂,Shigeru TAKAYA,近澤 佳隆,Yoshitaka CHIKAZAWA