軽水炉保全最適化のための統合型シミュレータDr. Mainte による ヒューマンエラーの影響とその低減効果の検討
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カテゴリ: 第12回
１．はじめに
著者らは軽水炉の主要機器・配管等を対象として、各種保全戦略（検査頻度、検査精度、抜取検査率、修理／ 取替の選択、維持規格の適用、長期サイクル運転等）が、①安全性、②信頼性、③経済合理性、④環境性、⑤社会的受容性に及ぼす影響を定量評価し、それら多角的な視点から保全戦略を総合的に最適化するためのPFM(確率論的破壊力学)に基づく軽水炉保全最適化のための統合型シミュレータ Dr. Mainte を開発してきた[1-3]。 一方で、軽水炉保全作業のさらなる信頼性向上のためには、ヒューマンエラー低減の重要性が指摘されている。ここでは原子力発電所の配管を対象としたPFM解析ベースの保全最適化評価において、ヒューマンエラーの影響とその低減効果について検討した。具体的にはヒューマンエラーとして「検査時のき裂深さに依存しないき裂の見逃し」、「検査によって検出されたき裂の修理失敗」、「検査skip」を仮定して、BWR 再循環系配管を対象に配管漏洩／破断確率、経済的／社会的コストへの影響評価を行った。
２．アプローチ
2.1 ヒューマンエラーの影響とその低減効果
ヒューマンエラーとして「検査時のき裂深さに依存しないき裂の見逃し」、「検査によって検出されたき裂の修理失敗」、「検査skip」を仮定して、それらの影響とその低減効果について、BWR 再循環系配管の保全活動を対象に評価した。解析ではBWR 再循環系配管の各種保全戦略評価用に筆者らが改良したpc-PRAISE 3.0 (Piping Reliability Analysis Including Seismic Events) [4,5]を用いた。詳細なPFM 解析条件については別文献に記すが[3]、概要をTable 1 に示す。き裂発生確率については、実験結果と実機データの経験則から求められたpc-PRAISE で用いられている確率分布を採用した（Table 1）。き裂進展則についても実験結果と実機データの経験則からTable 1に示す式を用いた。き裂深さに対する検査精度については、pc-PRAISE で用いられている1980 年代当時の文献データに基づくFig. 1 の超音波探傷による非破壊検査のき裂非検出確率を参考にした。PFM解析結果に基づく経済性評価等に用いる条件をTable 2 に示す。
Fig. 1 Probability of non-detection of cracks by UT [3]. 2.1.1 検査時のき裂深さに依存しないき裂の見逃し Fig. 1 でεの値が「き裂深さに依存しない見逃し確率」であり、米国における1980 年代当時のデータからε= 0.005 の値は、冷間加工されたオーステナイト系ステンレス鋼配管、並びにフェライト鋼配管についても妥当であるとされている。ここでは、ε= 0.005 の値を、最小がその半分の0.0025 から、最大がその20 倍の 0.1 まで変化させることにより感度解析を行なった。 2.1.2 検査によって検出されたき裂の修理失敗 検査時にき裂が発見された場合に補修を実施するが、「修理失敗」に関するヒューマンエラーの確率をTHERP (Technique for Human Error Rate Prediction) 手法 [6] を参考にTable 3 の対数正規分布で表した。修理に失敗すると次サイクルにおいて漏洩が発生すると仮定して、60 年運転期間中の１溶接線当たりの累積漏洩確率を評価した。 Table 3 Probabilistic density functions for human error of welding repair. 確率密度関数 パラメータ 対数正規分布 μ = -4.0, σ = 1.0, mean = 0.03 μ = -2.5, σ = 0.7, mean = 0.10 μ = -1.5, σ = 0.7, mean = 0.30 Table 1 Conditions of PFM analysis for PLR pipes [3]. 計算コード 拡張pc-PRAISE 3.0 原子燃料工業(株)でソース改変 配管材料 SUS316 NG 配管直径 400A： 8 inch (406.4 mm) 配管肉厚 400A： 0.84 inch (21.3 mm) 運転期間 40年（12 ヶ月運転） 運転温度 288℃（550 .） 運転圧力 87.5 atm 流動応力 31.6kg/mm2 (平均値) 1.3 kg/mm2 (標準偏差) 残留応力 中口径配管の溶接残留応力値 初期き裂 発生確率 mean value of tIσ 7.72 5.39log( Dσ ) =. . std. dev. of tI 0.3081 = σ D f 1 (material ) f2( environment ) f3( loading ) = σ f1 1.879 = log( 4.0 ) T 273 f O 0.24 exp 1123 0.35 2 2 γ .. . .. . + . ＝= ( 15 6.0 )0.49 f3 2.21 10 σ σ ＝= × . O2 :酸素濃度, γ:水導電率, σ:応力, Ｔ: 温度 き裂発生個所 400A：23 箇所（１溶接線当たり） き裂進展速度 Harris の式に基づく log a C1 C2 (C3 log[ f2( env.)] C4K) & = + + C1: 0.8192, C2: 0.03621, C3 (平均値): -4.006, C3(標準偏差.): 0.5792 C4: 1.19 ISI の頻度 100%／5 年 補修 取替 Table 2 Economy, environmental impact and social acceptance assessments. １ユニット売上（百万円） 80,000 営業費用（百万円） 70,000 検査コスト[１溶接線当り] （百万円） 5修理コスト[１溶接線当り] （百万円） 40取替コスト[１溶接線当り] （百万円） 70漏洩コスト（百万円） 10,000 3 年以内再漏洩コスト （百万円）【社会的受容性】 2173/10/14破断コスト（百万円） 100,000 3 年以内再破断コスト （百万円）【社会的受容性】 1000000リスクフリーレート 0.01 12 ヶ月運転 5 年100%検査 運転後1 ヶ月の定期検査 （火力代替発電） 原子力発電の出力 火力代替発電の出力 100 万kW 100 万kW 火力代替発電 定期検査、配管漏洩による運転停止期間 配管漏洩 6ヶ月運転停止 原子力によるCO2 排出量 (g / kWh) 1900/01/19火力によるCO2 排出量 (g / kWh) 1902/01/29CO2 排出コスト（yen / ton） 12,000 PND(A) : 面積A のき裂を検出しない確率 ε: 見逃し確率 ν: 超音波探触子に関するパラメータ A*: 50%の確率で検出が可能なき裂深さ ε = 0.005- 10 - 2.1.3 検査skip ヒューマンエラーとして「検査skip」の影響について、BWR 再循環系配管を対象に検討した。解析は ・ 5 年100％検査 ・ 5 年100％検査で 5 年目の検査を skip ・ 5 年100％検査で 55 年目の検査を skip ・ 検査なし（すべての検査をskip） の条件で、60 年運転期間中の１溶接線当たりの累積漏洩／破断確率、単年度NPV(正味現在価値)を評価した。 ３．解析結果 3.1.1 検査時のき裂深さに依存しないき裂の見逃し Fig. 2 (a) は60年運転期間中の累積リーク確率の推移を示す。また、経済性評価としてFig. 2 (b) は60 年運転期間中の単年度NPV（現在正味価値）の推移を示す。 今回の解析条件の範囲内では、見逃し確率がε= 0.005 から半分のε= 0.0025 に低減されたとしても、累積漏洩確率にはほとんど影響を受けず、逆に20 倍のε=0.1 となっても、運転60 年目の累積漏洩確率において 2%程度の差異しか無かった。また、見逃し確率のNPV への影響は限定的であった。理由としては検査精度が十分に高いため、ヒューマンエラーを考慮しても漏洩に至るまでにき裂の検出が可能となることによると考えられる。即ち、ヒューマンエラー低減の効果の高い項目の改善が重要となることが示唆される。 Fig. 2 Effect of undetected error of cracks independent on their depths. 3.1.2 検査によって検出されたき裂の修理失敗 Fig. 3 (a) は60年運転期間中の累積リーク確率の推移を示す。また、経済性評価としてFig. 3 (b) は60 年運転期間中の単年度NPV（現在正味価値）の推移を示す。 今回の解析条件の範囲内では、「検査によって検出されたき裂の修理失敗」の確率が対数正規分布 mean = 0.105 程度で、検査なしの累積漏洩確率となり、ヒューマンエラーとして「検査によって検出されたき裂の修理失敗」の影響は大きくなることがわかる。 Fig. 3 Effect of repair failure after crack detection during ISI. 3.1.3 検査skip 60 年運転期間中の１溶接線当たりの累積漏洩／破断確率と単年度NPV：正味現在価値を評価した（Fig. 4）。 今回の解析条件の範囲内では、Fig. 4 (a) からは、「5 年100%検査」と「5 年100%検査で5 年目の検査をskip」、「5 年100%検査で55 年目の検査を skip」した場合を比較した場合、60 年における１溶接線当たりの累積漏洩確率の増加はそれぞれ7.1×10-5、1.0×10-3であり、累積破断確率の増加はそれぞれ5.2×10-7、4.0×10-5であった。また、Fig. 4 (b) からは、「5 年100%検査」と「5 年100%検査で5 年目の検査をskip」、「5 年100%検査で55 年目の検査を skip」した場合を比較した場合、60 年における単年度NPV (b) Operation year Annual NPV (J-Yen) (a) Operation year Accumulative leakage probability (a) Operation year (b) Operation year - 11 - の減少はそれぞれ、～0、12 百万であった。 以上から、60 年運転期間中の初期に比較して末期における検査skip の影響がやや大きいものの、その影響は限定的であった。理由としては、検査頻度等に余裕があるため、「検査skip」というヒューマンエラーを考慮しても漏洩・破断に至るまでにき裂の検出が可能となることによると考えられる。 Fig. 4 Effect of inspection skip. ４．まとめ ヒューマンエラー が BWR 再循環系配管の保全に及ぼす影響として、「検査によって検出されたき裂の修理失敗」、「検査 skip」の影響について検討した。 今回の解析条件の範囲内では、「検査によって検出されたき裂の修理失敗」については、累積漏洩確率への影響は大きいことがわかった。一方で、「検査 skip」については、累積漏洩／破断確率、NPV（正味現在価値）への影響は限定的であった。 RI-ISI (Risk-Informed In-Service Inspection) において、①影響度 と ②破損の可能性（劣化の程度） を考慮した検査計画が必要なように、ヒューマンエラー低減の効果の高い作業の抽出が重要となることがわかる。或いは、ヒューマンエラーが発生しても影響度が低い保全計画とすることが重要である。 また、今回ヒューマンエラーとして仮定した「検査時のき裂深さに依存しないき裂の見逃し」、「検査 skip」は Omission Error（実行すべき行為をしない）であり、「検査によって検出されたき裂の修理失敗」は Commission Error（実行したが正しく行われない）であるが、Commission Error が影響大となる保全活動についてはその実施のあり方に注意が必要になると考えられる。 参考文献 [1] 匂坂充行, 礒部仁博, 吉村 忍, 矢川元基, “確率論的破壊力学に基づく蒸気発生器伝熱管メンテナンス戦略の定量評価,” 日本原子力学会誌, 42[12], 1325-1333 (2000). [2] 匂坂充行, 礒部仁博, 吉村 忍, 矢川元基, “確率論的破壊力学と財務的手法を用いたSG 伝熱管メンテナンス戦略の経済性評価,” 日本原子力学会和文論文誌, 3[2], 151-164 (2004). [3] 吉村 忍, 古田一雄, 礒部仁博, 匂坂充行, 野田満靖, 秋葉博, “軽水炉保全最適化のための総合型シミュレータ Dr. Mainte の開発, ” 日本原子力学会和文論文誌, 9[2], 125-138 (2010). [4] D.O.Harris, E. Y. Lim, D. D. Dedhia, Probability of Pipe Fracture in the Primary Coolant Loop of a PWR Plant, Vol. 5 : Probabilistic Fracture Mechanics Analysis, NUREG/CR-2189, 5, U. S. Nuclear Regulatory Commission (1981). [5] D. O. Harris, E. Y. Lim, D. D. Dedhia et al., Fracture Mechanics Models Developed for Piping Reliability Assessment in Light Water Reactors, NUREG/CR-301, U. S. Nuclear Regulatory Commission (1982). [6] A.D. Swain and H.E. Guttmann, “Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Applications Final Report,” NUREG/CR-1278, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, August 1983. Operation year 00.020.040.060.080.10.120 10 20 30 40 50 60 累積漏洩・破断確率AVG LEAK ISI00 AVG LOCA ISI00 AVG LEAK isi05x11 AVG LOCA isi05x11 AVG LEAK isi05x11-5miss AVG LOCA isi05x11-5miss AVG LEAK isi05x11-55miss AVG LOCA isi05x11-55miss (a) Operation year 02000000000400000000060000000008000000000100000000000 10 20 30 40 50 60 単年度NPV (円) AVG LEAK isi05x11 AVG LEAK isi05x11-5miss“ “軽水炉保全最適化のための統合型シミュレータDr. Mainte による ヒューマンエラーの影響とその低減効果の検討 “ “礒部 仁博,Yoshihiro ISOBE,匂坂 充行,Mitsuyuki SAGISAKA,小川 良太,Ryota OGAWA,松永 嵩,Takashi MATSUNAGA,高坂 徹,Toru KOUSAKA,松本 聡司,Satoshi MATSUMOTO,吉村 忍,Shinobu YOSHIMURA
著者らは軽水炉の主要機器・配管等を対象として、各種保全戦略（検査頻度、検査精度、抜取検査率、修理／ 取替の選択、維持規格の適用、長期サイクル運転等）が、①安全性、②信頼性、③経済合理性、④環境性、⑤社会的受容性に及ぼす影響を定量評価し、それら多角的な視点から保全戦略を総合的に最適化するためのPFM(確率論的破壊力学)に基づく軽水炉保全最適化のための統合型シミュレータ Dr. Mainte を開発してきた[1-3]。 一方で、軽水炉保全作業のさらなる信頼性向上のためには、ヒューマンエラー低減の重要性が指摘されている。ここでは原子力発電所の配管を対象としたPFM解析ベースの保全最適化評価において、ヒューマンエラーの影響とその低減効果について検討した。具体的にはヒューマンエラーとして「検査時のき裂深さに依存しないき裂の見逃し」、「検査によって検出されたき裂の修理失敗」、「検査skip」を仮定して、BWR 再循環系配管を対象に配管漏洩／破断確率、経済的／社会的コストへの影響評価を行った。
２．アプローチ
2.1 ヒューマンエラーの影響とその低減効果
ヒューマンエラーとして「検査時のき裂深さに依存しないき裂の見逃し」、「検査によって検出されたき裂の修理失敗」、「検査skip」を仮定して、それらの影響とその低減効果について、BWR 再循環系配管の保全活動を対象に評価した。解析ではBWR 再循環系配管の各種保全戦略評価用に筆者らが改良したpc-PRAISE 3.0 (Piping Reliability Analysis Including Seismic Events) [4,5]を用いた。詳細なPFM 解析条件については別文献に記すが[3]、概要をTable 1 に示す。き裂発生確率については、実験結果と実機データの経験則から求められたpc-PRAISE で用いられている確率分布を採用した（Table 1）。き裂進展則についても実験結果と実機データの経験則からTable 1に示す式を用いた。き裂深さに対する検査精度については、pc-PRAISE で用いられている1980 年代当時の文献データに基づくFig. 1 の超音波探傷による非破壊検査のき裂非検出確率を参考にした。PFM解析結果に基づく経済性評価等に用いる条件をTable 2 に示す。
Fig. 1 Probability of non-detection of cracks by UT [3]. 2.1.1 検査時のき裂深さに依存しないき裂の見逃し Fig. 1 でεの値が「き裂深さに依存しない見逃し確率」であり、米国における1980 年代当時のデータからε= 0.005 の値は、冷間加工されたオーステナイト系ステンレス鋼配管、並びにフェライト鋼配管についても妥当であるとされている。ここでは、ε= 0.005 の値を、最小がその半分の0.0025 から、最大がその20 倍の 0.1 まで変化させることにより感度解析を行なった。 2.1.2 検査によって検出されたき裂の修理失敗 検査時にき裂が発見された場合に補修を実施するが、「修理失敗」に関するヒューマンエラーの確率をTHERP (Technique for Human Error Rate Prediction) 手法 [6] を参考にTable 3 の対数正規分布で表した。修理に失敗すると次サイクルにおいて漏洩が発生すると仮定して、60 年運転期間中の１溶接線当たりの累積漏洩確率を評価した。 Table 3 Probabilistic density functions for human error of welding repair. 確率密度関数 パラメータ 対数正規分布 μ = -4.0, σ = 1.0, mean = 0.03 μ = -2.5, σ = 0.7, mean = 0.10 μ = -1.5, σ = 0.7, mean = 0.30 Table 1 Conditions of PFM analysis for PLR pipes [3]. 計算コード 拡張pc-PRAISE 3.0 原子燃料工業(株)でソース改変 配管材料 SUS316 NG 配管直径 400A： 8 inch (406.4 mm) 配管肉厚 400A： 0.84 inch (21.3 mm) 運転期間 40年（12 ヶ月運転） 運転温度 288℃（550 .） 運転圧力 87.5 atm 流動応力 31.6kg/mm2 (平均値) 1.3 kg/mm2 (標準偏差) 残留応力 中口径配管の溶接残留応力値 初期き裂 発生確率 mean value of tIσ 7.72 5.39log( Dσ ) =. . std. dev. of tI 0.3081 = σ D f 1 (material ) f2( environment ) f3( loading ) = σ f1 1.879 = log( 4.0 ) T 273 f O 0.24 exp 1123 0.35 2 2 γ .. . .. . + . ＝= ( 15 6.0 )0.49 f3 2.21 10 σ σ ＝= × . O2 :酸素濃度, γ:水導電率, σ:応力, Ｔ: 温度 き裂発生個所 400A：23 箇所（１溶接線当たり） き裂進展速度 Harris の式に基づく log a C1 C2 (C3 log[ f2( env.)] C4K) & = + + C1: 0.8192, C2: 0.03621, C3 (平均値): -4.006, C3(標準偏差.): 0.5792 C4: 1.19 ISI の頻度 100%／5 年 補修 取替 Table 2 Economy, environmental impact and social acceptance assessments. １ユニット売上（百万円） 80,000 営業費用（百万円） 70,000 検査コスト[１溶接線当り] （百万円） 5修理コスト[１溶接線当り] （百万円） 40取替コスト[１溶接線当り] （百万円） 70漏洩コスト（百万円） 10,000 3 年以内再漏洩コスト （百万円）【社会的受容性】 2173/10/14破断コスト（百万円） 100,000 3 年以内再破断コスト （百万円）【社会的受容性】 1000000リスクフリーレート 0.01 12 ヶ月運転 5 年100%検査 運転後1 ヶ月の定期検査 （火力代替発電） 原子力発電の出力 火力代替発電の出力 100 万kW 100 万kW 火力代替発電 定期検査、配管漏洩による運転停止期間 配管漏洩 6ヶ月運転停止 原子力によるCO2 排出量 (g / kWh) 1900/01/19火力によるCO2 排出量 (g / kWh) 1902/01/29CO2 排出コスト（yen / ton） 12,000 PND(A) : 面積A のき裂を検出しない確率 ε: 見逃し確率 ν: 超音波探触子に関するパラメータ A*: 50%の確率で検出が可能なき裂深さ ε = 0.005- 10 - 2.1.3 検査skip ヒューマンエラーとして「検査skip」の影響について、BWR 再循環系配管を対象に検討した。解析は ・ 5 年100％検査 ・ 5 年100％検査で 5 年目の検査を skip ・ 5 年100％検査で 55 年目の検査を skip ・ 検査なし（すべての検査をskip） の条件で、60 年運転期間中の１溶接線当たりの累積漏洩／破断確率、単年度NPV(正味現在価値)を評価した。 ３．解析結果 3.1.1 検査時のき裂深さに依存しないき裂の見逃し Fig. 2 (a) は60年運転期間中の累積リーク確率の推移を示す。また、経済性評価としてFig. 2 (b) は60 年運転期間中の単年度NPV（現在正味価値）の推移を示す。 今回の解析条件の範囲内では、見逃し確率がε= 0.005 から半分のε= 0.0025 に低減されたとしても、累積漏洩確率にはほとんど影響を受けず、逆に20 倍のε=0.1 となっても、運転60 年目の累積漏洩確率において 2%程度の差異しか無かった。また、見逃し確率のNPV への影響は限定的であった。理由としては検査精度が十分に高いため、ヒューマンエラーを考慮しても漏洩に至るまでにき裂の検出が可能となることによると考えられる。即ち、ヒューマンエラー低減の効果の高い項目の改善が重要となることが示唆される。 Fig. 2 Effect of undetected error of cracks independent on their depths. 3.1.2 検査によって検出されたき裂の修理失敗 Fig. 3 (a) は60年運転期間中の累積リーク確率の推移を示す。また、経済性評価としてFig. 3 (b) は60 年運転期間中の単年度NPV（現在正味価値）の推移を示す。 今回の解析条件の範囲内では、「検査によって検出されたき裂の修理失敗」の確率が対数正規分布 mean = 0.105 程度で、検査なしの累積漏洩確率となり、ヒューマンエラーとして「検査によって検出されたき裂の修理失敗」の影響は大きくなることがわかる。 Fig. 3 Effect of repair failure after crack detection during ISI. 3.1.3 検査skip 60 年運転期間中の１溶接線当たりの累積漏洩／破断確率と単年度NPV：正味現在価値を評価した（Fig. 4）。 今回の解析条件の範囲内では、Fig. 4 (a) からは、「5 年100%検査」と「5 年100%検査で5 年目の検査をskip」、「5 年100%検査で55 年目の検査を skip」した場合を比較した場合、60 年における１溶接線当たりの累積漏洩確率の増加はそれぞれ7.1×10-5、1.0×10-3であり、累積破断確率の増加はそれぞれ5.2×10-7、4.0×10-5であった。また、Fig. 4 (b) からは、「5 年100%検査」と「5 年100%検査で5 年目の検査をskip」、「5 年100%検査で55 年目の検査を skip」した場合を比較した場合、60 年における単年度NPV (b) Operation year Annual NPV (J-Yen) (a) Operation year Accumulative leakage probability (a) Operation year (b) Operation year - 11 - の減少はそれぞれ、～0、12 百万であった。 以上から、60 年運転期間中の初期に比較して末期における検査skip の影響がやや大きいものの、その影響は限定的であった。理由としては、検査頻度等に余裕があるため、「検査skip」というヒューマンエラーを考慮しても漏洩・破断に至るまでにき裂の検出が可能となることによると考えられる。 Fig. 4 Effect of inspection skip. ４．まとめ ヒューマンエラー が BWR 再循環系配管の保全に及ぼす影響として、「検査によって検出されたき裂の修理失敗」、「検査 skip」の影響について検討した。 今回の解析条件の範囲内では、「検査によって検出されたき裂の修理失敗」については、累積漏洩確率への影響は大きいことがわかった。一方で、「検査 skip」については、累積漏洩／破断確率、NPV（正味現在価値）への影響は限定的であった。 RI-ISI (Risk-Informed In-Service Inspection) において、①影響度 と ②破損の可能性（劣化の程度） を考慮した検査計画が必要なように、ヒューマンエラー低減の効果の高い作業の抽出が重要となることがわかる。或いは、ヒューマンエラーが発生しても影響度が低い保全計画とすることが重要である。 また、今回ヒューマンエラーとして仮定した「検査時のき裂深さに依存しないき裂の見逃し」、「検査 skip」は Omission Error（実行すべき行為をしない）であり、「検査によって検出されたき裂の修理失敗」は Commission Error（実行したが正しく行われない）であるが、Commission Error が影響大となる保全活動についてはその実施のあり方に注意が必要になると考えられる。 参考文献 [1] 匂坂充行, 礒部仁博, 吉村 忍, 矢川元基, “確率論的破壊力学に基づく蒸気発生器伝熱管メンテナンス戦略の定量評価,” 日本原子力学会誌, 42[12], 1325-1333 (2000). [2] 匂坂充行, 礒部仁博, 吉村 忍, 矢川元基, “確率論的破壊力学と財務的手法を用いたSG 伝熱管メンテナンス戦略の経済性評価,” 日本原子力学会和文論文誌, 3[2], 151-164 (2004). [3] 吉村 忍, 古田一雄, 礒部仁博, 匂坂充行, 野田満靖, 秋葉博, “軽水炉保全最適化のための総合型シミュレータ Dr. Mainte の開発, ” 日本原子力学会和文論文誌, 9[2], 125-138 (2010). [4] D.O.Harris, E. Y. Lim, D. D. Dedhia, Probability of Pipe Fracture in the Primary Coolant Loop of a PWR Plant, Vol. 5 : Probabilistic Fracture Mechanics Analysis, NUREG/CR-2189, 5, U. S. Nuclear Regulatory Commission (1981). [5] D. O. Harris, E. Y. Lim, D. D. Dedhia et al., Fracture Mechanics Models Developed for Piping Reliability Assessment in Light Water Reactors, NUREG/CR-301, U. S. Nuclear Regulatory Commission (1982). [6] A.D. Swain and H.E. Guttmann, “Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Applications Final Report,” NUREG/CR-1278, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, August 1983. Operation year 00.020.040.060.080.10.120 10 20 30 40 50 60 累積漏洩・破断確率AVG LEAK ISI00 AVG LOCA ISI00 AVG LEAK isi05x11 AVG LOCA isi05x11 AVG LEAK isi05x11-5miss AVG LOCA isi05x11-5miss AVG LEAK isi05x11-55miss AVG LOCA isi05x11-55miss (a) Operation year 02000000000400000000060000000008000000000100000000000 10 20 30 40 50 60 単年度NPV (円) AVG LEAK isi05x11 AVG LEAK isi05x11-5miss“ “軽水炉保全最適化のための統合型シミュレータDr. Mainte による ヒューマンエラーの影響とその低減効果の検討 “ “礒部 仁博,Yoshihiro ISOBE,匂坂 充行,Mitsuyuki SAGISAKA,小川 良太,Ryota OGAWA,松永 嵩,Takashi MATSUNAGA,高坂 徹,Toru KOUSAKA,松本 聡司,Satoshi MATSUMOTO,吉村 忍,Shinobu YOSHIMURA