東海第二発電所 リスク評価手法の運転保守合理化への活用可能性について
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カテゴリ: 第1回
1.緒言
転保守分野へのリスク情報活用の可能性につい - 近年、原子力施設におけるリスクを定量的に評 て検討を実施した。 価する PSA(確率論的安全評価)手法の整備が進 み、各国において PSA から得られるリスク情報の2.リスク重要度評価及びその活用 安全規制や安全管理への活用が進みつつある。 - 特に米国では、長年蓄積された運転経験や研究 2.1 PSAの概要 成果によってリスク評価技術を向上させており、PSA は、原子力施設において公衆に被害を及ぼ 明確な安全目標及び基準が定められている。し得る重大な事故の発生するリスクを定量的に 一方で、PSA は施設の系統・機器等の相対的な評価するものである。そのうちのレベル1 PSA は 脆弱点を見出すのにも有効であり、安全確保・安炉心の健全性評価を行うものであり、リスク情報 全規制をより合理的かつ効果的にすることがで活用においても利用されている。具体的には、原 きると認識されるようになったことから、総合的子力施設の異常や事故の発端となる事象(起因事 な安全性評価を基盤として、規制へのリスク情報象)の発生頻度、発生した事象の影響を緩和する の活用が進められている。安全機能の喪失割合、及び発生した事象の進展・ 我が国においても、アクシデントマネジメント影響の度合いを定量的に分析・評価することによ の整備や定期安全レビュー等において既にリスり、原子力施設の安全性を総合的・定量的に評価 ク情報を活用しており、今後はより広い範囲でのするものである。 活用が期待されている。規制行政庁においては、なお、PSA に用いるデータ等には不確かさを有 検査の対象とする系統・機器等の範囲や検査頻度するものもあるため、評価結果は常に不確実さを 等をリスク情報(リスク評価結果そのもの及び系持ったものとなり、十分な考慮が必要である。 統・機器等のリスクに対する寄与に係る情報等)また、現在の PSA 評価モデルには発電所内の全 を用いて決定する方法について検討している。ての機器が取り入れられているわけではなく、炉 - このように我が国においても、リスク情報の積心損傷や格納容器破損の防止・緩和に関わる系 極的な活用に向けた検討が進みつつあることか統・機器に限定されているのが現状である。具体 ら、本検討においては実機プラントに対してリス的には、1反応度停止、2炉心冷却、2崩壊熱除 -217
assification of structures, systems, and sk-informed evaluation for operation and portance ranking of SSCs are potentially management nrocesses of the plant ク情報を用いた具体的な評価を実施し、今後の運 転保守分野へのリスク情報活用の可能性につい て検討を実施した。2去、4これら安全機能に係るサポート機能に着目 してモデル化されている。2.2 リスク重要度分類方法PSA では、ある起因事象の発生時に、原子炉を 安全に停止・冷却するために必要なシステムの成 功/失敗の組合せによって事象進展を評価し、炉 心損傷等の発生確率を算出している。すなわち、 起因事象の発生頻度やシステムの機能喪失等の 基事象の生起確率から、炉心損傷頻度等を評価す るものである。リスク重要度評価は、この基事象の生起確率を 変化させ、その変化が炉心損傷頻度等に及ぼす影 響の程度によって、各基事象の寄与度を求めるも のである。本検討では FV 重要度(Fussell-Vesely 重要度)及び RAW 重要度(Risk Achievement Worth 重要度)の二つの指標を用いている。FV 重要度は着目しているシステム、機器等の 信頼性向上による影響を評価しやすい指標であ り、プラントに何らかの改良を行ってリスク低減 を図ろうとする際に注目すべきシステム等の候 補を抽出するのに有用である。FV は、基事象の生起確率(対象機器の故障確 率) を 0(絶対に故障しない)と仮定したときに、 炉心損傷頻度 CDF がどれだけ減少するかを表す。FV=CDF-CDF (A=0)(1) CDF CDF:現状の炉心損傷頻度 CDF(A=0) : 基事象 A の生起確率が0の場合の炉心損傷頻度。 RAW 重要度は着目しているシステム、機器等 の信頼性低下の影響を評価しやすい指標であり、 システム、機器等の信頼性がリスク低減にどれだ け寄与しているかを表し、点検・定期試験等の計 画作成の参考として有用である。RAW は基事象の生起確率(対象機器の故障確 } 率)を1(絶対に故障する)と仮定したときに、 炉心損傷頻度 CDF がどれだけ増加するかを表す。RAW-CDF (A=1)CDF CDF (A=1):基事象 A の生起確率が1の場合)の炉心損傷頻度。キューーー-218さらに本評価では、米国におけるリスク情報を 活用した具体的な申請事例を参考に、以下のよう なリスク重要度分類の概念について検討した。RAW重要度“中”重要度“高”重要度“低”重要度“中”→ FVr. 1 17万玉西中 ) MAD 重要度“中” 重要度“高”重要度“低”重要度“中”Fig1 リスク重要度分類概念図Fig1 リスク重要度分類概念図2.3 リスク重要度評価本評価の対象とした東海第二発電所は Mark-II 型格納容器を持つ BWR-5 プラントで、定格発電 電力は 1100MWe、原子炉熱出力は 3293MWtであ る。主要な設備としては、原子炉停止に関する系 統として原子炉緊急停止系、ほう酸水注入系等、 炉心の冷却に関する系統として高圧炉心スプレ イ系、自動減圧系、低圧炉心スプレイ系及び低圧 注水系からなる非常用炉心冷却系 (ECCS)、高圧 注水が可能で短期間の全交流電源喪失時にも炉 心を冷却できるタービン駆動の原子炉隔離時冷 却系等、放射性物質の閉じ込めに関する系統とし て格納容器本体、格納容器スプレイ冷却系等、さ らにこれらの安全機能をサポートする系統とし て非常用所内電源系、補機冷却海水系等を備えて いる。主要設備の概要を Fig2 に示す。今回のリスク重要度評価においては、現在の決 定論的考え方に基づく重要度分類では差がなく、 運転管理・保全の扱いも同じ機器(例えば残留熱 除去系ポンプ3台等)について、リスク重要度の 観点から差がないか、また、同じ系統の機器であ ってもリスク重要度は差があるのではないか、と いった観点で評価を実施した。 - 評価にあたっては、以下のプログラム、データ 等を使用した。 (1) 評価プログラム本評価では、平成 15 年度に実施したアクシ デントマネジメント整備後確率論的安全評価 にて使用した、東海第二発電所レベル 1 PSAモ デルを使用した。残留熱除去海水系(RHRS)、交流電源系(AC)、 直流電源系(DC)、非常用ディーゼル発電機(DG)、非常用ディーゼル海水系 (DGSW)、イ 替注水系、PCV ベントの 11 系統。 (4) 機器分類機器はポンプ(電動機含む)、DG、電動弁等、 25種に区分。(2) 故障率データ - 機器の故障率データとしては、主に米国の PSA 用故障率データを使用した。 (3) 評価対象系統 1 評価対象とした系統は、炉心冷却機能及び崩 壊熱除去機能に係る高圧炉心スプレイ系 (HPCS)、原子炉隔離時冷却系(RCIC)、低圧 炉心スプレイ系 (LPCS)、残留熱除去系 (RHR)、 2) 故障率データ」 ・機器の故障率データとしては、主に米国の PSA 用故障率データを使用した。 3) 評価対象系統評価対象とした系統は、炉心冷却機能及び崩 壊熱除去機能に係る高圧炉心スプレイ系 (HPCS)、原子炉隔離時冷却系(RCIC)、低圧 炉心スプレイ系 (LPCS)、残留熱除去系(RHR)、原子炉開時冷却系(RCIC)トはタービン復水器給水ポンプ (タービン駆動2台)サプレッション・ ブールへ高圧復水ポンプ低圧復水ポンプ (3台)(3台)高圧炉心スプレイ系 (HPCS)給水ポンプ (電動2台)循環水ポンプ (3台)ほう酸水貯蔵タンク復水貯蔵タンク」制御棒駆動水圧系(CRD) (2台)LHHH ほう酸水注入系(SLC)低圧炉心スプレイ系(LPCS)後水補給水系(MUW) (2台)残留熱除去系(RHR)C系(RHR) croろ過水タンク残留熱除去系熱交換器残留熱除去系(RHR) B系残留熱除去系熱交換器 消火系(FP)残留熱除去系(RHR)A系 (3台[ジョッキーポンプ1台を含む])Fig2 東海第二発電所 主要設備概要 Fig2 東海第二発電所 主要設備概要スク重要度に差がある。DG-2D はその負荷にRHR-B系、RHR-C系がある他、代替注水系、 度評価のうち、ポPCV ベントをサポートしているため、DG-2C Eliffima Fio3.今回実施した機器リスク重要度評価のうち、ポ ンプ、DG、電動弁等主要機器の評価結果を Fig3、 Fig4 に示す。これらの評価結果から、具体的に以 下のようなことが挙げられる。 ・HPCS ポンプは LPCS ポンプに比べてリスクHPCS ポンプは LPCS ポンプに比べてリスク」 重要度が高い。これは、HPCS ポンプは原子 炉圧力条件に依存せず炉心冷却機能を達成 できるが、LPCS ポンプは低圧のみで使用可」 能であり、さらに低圧注水機能は高圧に比べ 冗長性があるためと考えられる。 DG-2C,2D はそれぞれの持つ負荷により、リ 残留熱除去海水系(RHRS)、交流電源系(AC)、 直流電源系(DC)、非常用ディーゼル発電機(DG)、非常用ディーゼル海水系 (DGSW)、代 替注水系、PCV ベントの11系統。 4) 機器分類 | * 機器はポンプ(電動機含む)、DG、電動弁等、 25 種に区分。スク重要度に差がある。DG-2D はその負荷に RHR-B系、RHR-C系がある他、代替注水系、 PCV ベントをサポートしているため、DG-2C に比べリスク重要度が高くなっている。 ・RHR-A,B ポンプは炉心冷却機能と残留熱除 去機能を有するため、炉心冷却機能のみを有 する RHR-C ポンプと比較してリスク重要度 が高くなっている。 以上から、次のような知見が得られた。 1決定論的考え方に基づく重要度が同じ系統であっても、リスク重要度に差異がある。 2同一系統内の機器でもリスク重要度には差A HPCSRCIC ALPCS O RHR A XRHR B? RHR C異があり、かつ、その重要度は広範囲に分布 する。 3同じ安全機能を達成する複数の系統に、それ ぞれ同種機器が設置されている場合、それら のリスク重要度に差異がある場合がある。2同じ安全機能を達成する系統の同一設計の 系列の機器であっても、リスク重要度に差異 がある。 5複数の安全機能を達成する系統・機器のリス ク重要度は高い。100A HPCS RCICALPCSORHRAX RHR B ? RHR CRAWOctXXLM0.010.111 AX1000-0010-A 1.00E-08 1.00E-07 1,00E-06 1.00E-05 1,00E-04 1.00E-03FV Fig3 主要系統別リスク重要度評価結果RAWきFig3 主要系統別リスク重要▲ HPCSポンプ ◆ RCICポンプ ム LPCSポンプ ●RHRポンプ O RHR海水ポンプ ODG×DG海水ポンプ 注)回転機器には電動機を含む2D DG2D DGSWHPCS A HPCS DGSW RHR A 2C DGSW HPCS DG 2C DGRHR B.RCICRHRS BRHRS A RHRS CRHRS DRHR CLPCSLLLLLLLLLLLLLLLL.0.000010.0001FV0.0011,00E-020.110主要回転機器リスク重要度評価結果0.00000010.0000010.000011.00EFVFig4 主要回転機器リオ-220@同じ安全機能を達成する系統の同一設計の 1. 系列の機器であっても、リスク重要度に差異がある。 5複数の安全機能を達成する系統・機器のリス ク重要度は高い。2.5 実機プラントへの活用 -- 前節のリスク重要度評価結果では、決定論的考 え方に基づく重要度や機器種別・設計等が同じで あっても、リスク重要度に有意な差が生じること が示された。これは、実機プラントの運転保守管 理において、従来の決定論的考え方に加えてリス ク情報を積極的に活用することで、管理の実効性 や透明性、資源投入の効率性の向上が期待できる ことを意味している。このため、実機プラントに おける運転保守分野へのリスク情報活用の可能 性について検討した。 (1) 運転管理分野への活用現在の原子炉施設保安規定では、運転上の制 限を設け、その制限を満足していることを確認 するために、ECCS 系等の定期試験を月1回の 頻度で実施することが定められている。制限を 逸脱している場合には、ある一定の許容待機除 外時間内に当該系統の復旧及び同一機能を有 する他系統の動作確認を行う必要がある。今回の評価結果では、このような画一的な試 験頻度や許容待機除外時間を、リスク重要度の 観点から適正化できる可能性があることを確 認した。また、定期試験の対象機器のリスク重要度に よっては、試験対象範囲を合理化できる可能性 もあると考えられる。 (2) 保守管理分野への活用現行の保守管理においては、決定論的考え方 に基づく重要度や設計情報、運転経験、設置環 境等を考慮して管理の対象とする機器を分類 し、点検頻度や保全内容等の保全計画を策定し ている。この保全計画策定の際に、従来の考え方に加 えてリスク重要度を考慮した機器重要度分類 を適用することによって、時間計画保全、状態 監視保全、事後保全等の保全方式の選定や、点 検頻度の決定等において、より実効的な保全計 画を策定できる可能性がある。 ・ また、オンラインメンテナンス等を実施する 際のリスクインパクト評価や、さらには是正措 置方法の選定等においても、リスク情報は有益 であると考えられる。33.結言今回、実機プラントの機器について、リスク情 報を活用した重要度評価を実施し、確率論的な手 法を運転保守管理の合理化・適正化等に活用でき る可能性を示した。 ・ 今後、リスク情報の評価手法の標準化やデータ ベースの精緻化、安全目標等の許容基準の策定が なされ、公的に認知されれば、さらに広い範囲で の活用が期待できる。参考文献[11 (財)原子力安全研究協会、“確率論的安全評価(PSA) 実施手順に関する調査検討一レベル1PSA、内的事象一”、平成4年7月 [2] NRC, “REGULATORY GUIDE 1.174AN APPROACH FOR USING PROBABILISTIC RISK ASSESSMENT IN RISK-INFORMED DECISIONS ON PLANT-SPECIFIC CHANGES TO THE LICENSING BASIS Rev.1”、November 2002 [3] 日本原子力発電(株)、“アクシデントマネジメント整備後確率論的安全評価報告書”、 平成16年3月-221“ “東海第二発電所 リスク評価手法の運転保守合理化への活用可能性について“ “森 智美,Tomomi MORI,江村 和伸,Takanobu EMURA,出雲 孝,Takashi IZUMO,青木 孝行,Takayuki AOKI,山中 勝,Masaru YAMANAKA,福山 智,Satoru FUKUYAMA“ “東海第二発電所 リスク評価手法の運転保守合理化への活用可能性について“ “森 智美,Tomomi MORI,江村 和伸,Takanobu EMURA,出雲 孝,Takashi IZUMO,青木 孝行,Takayuki AOKI,山中 勝,Masaru YAMANAKA,福山 智,Satoru FUKUYAMA
転保守分野へのリスク情報活用の可能性につい - 近年、原子力施設におけるリスクを定量的に評 て検討を実施した。 価する PSA(確率論的安全評価)手法の整備が進 み、各国において PSA から得られるリスク情報の2.リスク重要度評価及びその活用 安全規制や安全管理への活用が進みつつある。 - 特に米国では、長年蓄積された運転経験や研究 2.1 PSAの概要 成果によってリスク評価技術を向上させており、PSA は、原子力施設において公衆に被害を及ぼ 明確な安全目標及び基準が定められている。し得る重大な事故の発生するリスクを定量的に 一方で、PSA は施設の系統・機器等の相対的な評価するものである。そのうちのレベル1 PSA は 脆弱点を見出すのにも有効であり、安全確保・安炉心の健全性評価を行うものであり、リスク情報 全規制をより合理的かつ効果的にすることがで活用においても利用されている。具体的には、原 きると認識されるようになったことから、総合的子力施設の異常や事故の発端となる事象(起因事 な安全性評価を基盤として、規制へのリスク情報象)の発生頻度、発生した事象の影響を緩和する の活用が進められている。安全機能の喪失割合、及び発生した事象の進展・ 我が国においても、アクシデントマネジメント影響の度合いを定量的に分析・評価することによ の整備や定期安全レビュー等において既にリスり、原子力施設の安全性を総合的・定量的に評価 ク情報を活用しており、今後はより広い範囲でのするものである。 活用が期待されている。規制行政庁においては、なお、PSA に用いるデータ等には不確かさを有 検査の対象とする系統・機器等の範囲や検査頻度するものもあるため、評価結果は常に不確実さを 等をリスク情報(リスク評価結果そのもの及び系持ったものとなり、十分な考慮が必要である。 統・機器等のリスクに対する寄与に係る情報等)また、現在の PSA 評価モデルには発電所内の全 を用いて決定する方法について検討している。ての機器が取り入れられているわけではなく、炉 - このように我が国においても、リスク情報の積心損傷や格納容器破損の防止・緩和に関わる系 極的な活用に向けた検討が進みつつあることか統・機器に限定されているのが現状である。具体 ら、本検討においては実機プラントに対してリス的には、1反応度停止、2炉心冷却、2崩壊熱除 -217
assification of structures, systems, and sk-informed evaluation for operation and portance ranking of SSCs are potentially management nrocesses of the plant ク情報を用いた具体的な評価を実施し、今後の運 転保守分野へのリスク情報活用の可能性につい て検討を実施した。2去、4これら安全機能に係るサポート機能に着目 してモデル化されている。2.2 リスク重要度分類方法PSA では、ある起因事象の発生時に、原子炉を 安全に停止・冷却するために必要なシステムの成 功/失敗の組合せによって事象進展を評価し、炉 心損傷等の発生確率を算出している。すなわち、 起因事象の発生頻度やシステムの機能喪失等の 基事象の生起確率から、炉心損傷頻度等を評価す るものである。リスク重要度評価は、この基事象の生起確率を 変化させ、その変化が炉心損傷頻度等に及ぼす影 響の程度によって、各基事象の寄与度を求めるも のである。本検討では FV 重要度(Fussell-Vesely 重要度)及び RAW 重要度(Risk Achievement Worth 重要度)の二つの指標を用いている。FV 重要度は着目しているシステム、機器等の 信頼性向上による影響を評価しやすい指標であ り、プラントに何らかの改良を行ってリスク低減 を図ろうとする際に注目すべきシステム等の候 補を抽出するのに有用である。FV は、基事象の生起確率(対象機器の故障確 率) を 0(絶対に故障しない)と仮定したときに、 炉心損傷頻度 CDF がどれだけ減少するかを表す。FV=CDF-CDF (A=0)(1) CDF CDF:現状の炉心損傷頻度 CDF(A=0) : 基事象 A の生起確率が0の場合の炉心損傷頻度。 RAW 重要度は着目しているシステム、機器等 の信頼性低下の影響を評価しやすい指標であり、 システム、機器等の信頼性がリスク低減にどれだ け寄与しているかを表し、点検・定期試験等の計 画作成の参考として有用である。RAW は基事象の生起確率(対象機器の故障確 } 率)を1(絶対に故障する)と仮定したときに、 炉心損傷頻度 CDF がどれだけ増加するかを表す。RAW-CDF (A=1)CDF CDF (A=1):基事象 A の生起確率が1の場合)の炉心損傷頻度。キューーー-218さらに本評価では、米国におけるリスク情報を 活用した具体的な申請事例を参考に、以下のよう なリスク重要度分類の概念について検討した。RAW重要度“中”重要度“高”重要度“低”重要度“中”→ FVr. 1 17万玉西中 ) MAD 重要度“中” 重要度“高”重要度“低”重要度“中”Fig1 リスク重要度分類概念図Fig1 リスク重要度分類概念図2.3 リスク重要度評価本評価の対象とした東海第二発電所は Mark-II 型格納容器を持つ BWR-5 プラントで、定格発電 電力は 1100MWe、原子炉熱出力は 3293MWtであ る。主要な設備としては、原子炉停止に関する系 統として原子炉緊急停止系、ほう酸水注入系等、 炉心の冷却に関する系統として高圧炉心スプレ イ系、自動減圧系、低圧炉心スプレイ系及び低圧 注水系からなる非常用炉心冷却系 (ECCS)、高圧 注水が可能で短期間の全交流電源喪失時にも炉 心を冷却できるタービン駆動の原子炉隔離時冷 却系等、放射性物質の閉じ込めに関する系統とし て格納容器本体、格納容器スプレイ冷却系等、さ らにこれらの安全機能をサポートする系統とし て非常用所内電源系、補機冷却海水系等を備えて いる。主要設備の概要を Fig2 に示す。今回のリスク重要度評価においては、現在の決 定論的考え方に基づく重要度分類では差がなく、 運転管理・保全の扱いも同じ機器(例えば残留熱 除去系ポンプ3台等)について、リスク重要度の 観点から差がないか、また、同じ系統の機器であ ってもリスク重要度は差があるのではないか、と いった観点で評価を実施した。 - 評価にあたっては、以下のプログラム、データ 等を使用した。 (1) 評価プログラム本評価では、平成 15 年度に実施したアクシ デントマネジメント整備後確率論的安全評価 にて使用した、東海第二発電所レベル 1 PSAモ デルを使用した。残留熱除去海水系(RHRS)、交流電源系(AC)、 直流電源系(DC)、非常用ディーゼル発電機(DG)、非常用ディーゼル海水系 (DGSW)、イ 替注水系、PCV ベントの 11 系統。 (4) 機器分類機器はポンプ(電動機含む)、DG、電動弁等、 25種に区分。(2) 故障率データ - 機器の故障率データとしては、主に米国の PSA 用故障率データを使用した。 (3) 評価対象系統 1 評価対象とした系統は、炉心冷却機能及び崩 壊熱除去機能に係る高圧炉心スプレイ系 (HPCS)、原子炉隔離時冷却系(RCIC)、低圧 炉心スプレイ系 (LPCS)、残留熱除去系 (RHR)、 2) 故障率データ」 ・機器の故障率データとしては、主に米国の PSA 用故障率データを使用した。 3) 評価対象系統評価対象とした系統は、炉心冷却機能及び崩 壊熱除去機能に係る高圧炉心スプレイ系 (HPCS)、原子炉隔離時冷却系(RCIC)、低圧 炉心スプレイ系 (LPCS)、残留熱除去系(RHR)、原子炉開時冷却系(RCIC)トはタービン復水器給水ポンプ (タービン駆動2台)サプレッション・ ブールへ高圧復水ポンプ低圧復水ポンプ (3台)(3台)高圧炉心スプレイ系 (HPCS)給水ポンプ (電動2台)循環水ポンプ (3台)ほう酸水貯蔵タンク復水貯蔵タンク」制御棒駆動水圧系(CRD) (2台)LHHH ほう酸水注入系(SLC)低圧炉心スプレイ系(LPCS)後水補給水系(MUW) (2台)残留熱除去系(RHR)C系(RHR) croろ過水タンク残留熱除去系熱交換器残留熱除去系(RHR) B系残留熱除去系熱交換器 消火系(FP)残留熱除去系(RHR)A系 (3台[ジョッキーポンプ1台を含む])Fig2 東海第二発電所 主要設備概要 Fig2 東海第二発電所 主要設備概要スク重要度に差がある。DG-2D はその負荷にRHR-B系、RHR-C系がある他、代替注水系、 度評価のうち、ポPCV ベントをサポートしているため、DG-2C Eliffima Fio3.今回実施した機器リスク重要度評価のうち、ポ ンプ、DG、電動弁等主要機器の評価結果を Fig3、 Fig4 に示す。これらの評価結果から、具体的に以 下のようなことが挙げられる。 ・HPCS ポンプは LPCS ポンプに比べてリスクHPCS ポンプは LPCS ポンプに比べてリスク」 重要度が高い。これは、HPCS ポンプは原子 炉圧力条件に依存せず炉心冷却機能を達成 できるが、LPCS ポンプは低圧のみで使用可」 能であり、さらに低圧注水機能は高圧に比べ 冗長性があるためと考えられる。 DG-2C,2D はそれぞれの持つ負荷により、リ 残留熱除去海水系(RHRS)、交流電源系(AC)、 直流電源系(DC)、非常用ディーゼル発電機(DG)、非常用ディーゼル海水系 (DGSW)、代 替注水系、PCV ベントの11系統。 4) 機器分類 | * 機器はポンプ(電動機含む)、DG、電動弁等、 25 種に区分。スク重要度に差がある。DG-2D はその負荷に RHR-B系、RHR-C系がある他、代替注水系、 PCV ベントをサポートしているため、DG-2C に比べリスク重要度が高くなっている。 ・RHR-A,B ポンプは炉心冷却機能と残留熱除 去機能を有するため、炉心冷却機能のみを有 する RHR-C ポンプと比較してリスク重要度 が高くなっている。 以上から、次のような知見が得られた。 1決定論的考え方に基づく重要度が同じ系統であっても、リスク重要度に差異がある。 2同一系統内の機器でもリスク重要度には差A HPCSRCIC ALPCS O RHR A XRHR B? RHR C異があり、かつ、その重要度は広範囲に分布 する。 3同じ安全機能を達成する複数の系統に、それ ぞれ同種機器が設置されている場合、それら のリスク重要度に差異がある場合がある。2同じ安全機能を達成する系統の同一設計の 系列の機器であっても、リスク重要度に差異 がある。 5複数の安全機能を達成する系統・機器のリス ク重要度は高い。100A HPCS RCICALPCSORHRAX RHR B ? RHR CRAWOctXXLM0.010.111 AX1000-0010-A 1.00E-08 1.00E-07 1,00E-06 1.00E-05 1,00E-04 1.00E-03FV Fig3 主要系統別リスク重要度評価結果RAWきFig3 主要系統別リスク重要▲ HPCSポンプ ◆ RCICポンプ ム LPCSポンプ ●RHRポンプ O RHR海水ポンプ ODG×DG海水ポンプ 注)回転機器には電動機を含む2D DG2D DGSWHPCS A HPCS DGSW RHR A 2C DGSW HPCS DG 2C DGRHR B.RCICRHRS BRHRS A RHRS CRHRS DRHR CLPCSLLLLLLLLLLLLLLLL.0.000010.0001FV0.0011,00E-020.110主要回転機器リスク重要度評価結果0.00000010.0000010.000011.00EFVFig4 主要回転機器リオ-220@同じ安全機能を達成する系統の同一設計の 1. 系列の機器であっても、リスク重要度に差異がある。 5複数の安全機能を達成する系統・機器のリス ク重要度は高い。2.5 実機プラントへの活用 -- 前節のリスク重要度評価結果では、決定論的考 え方に基づく重要度や機器種別・設計等が同じで あっても、リスク重要度に有意な差が生じること が示された。これは、実機プラントの運転保守管 理において、従来の決定論的考え方に加えてリス ク情報を積極的に活用することで、管理の実効性 や透明性、資源投入の効率性の向上が期待できる ことを意味している。このため、実機プラントに おける運転保守分野へのリスク情報活用の可能 性について検討した。 (1) 運転管理分野への活用現在の原子炉施設保安規定では、運転上の制 限を設け、その制限を満足していることを確認 するために、ECCS 系等の定期試験を月1回の 頻度で実施することが定められている。制限を 逸脱している場合には、ある一定の許容待機除 外時間内に当該系統の復旧及び同一機能を有 する他系統の動作確認を行う必要がある。今回の評価結果では、このような画一的な試 験頻度や許容待機除外時間を、リスク重要度の 観点から適正化できる可能性があることを確 認した。また、定期試験の対象機器のリスク重要度に よっては、試験対象範囲を合理化できる可能性 もあると考えられる。 (2) 保守管理分野への活用現行の保守管理においては、決定論的考え方 に基づく重要度や設計情報、運転経験、設置環 境等を考慮して管理の対象とする機器を分類 し、点検頻度や保全内容等の保全計画を策定し ている。この保全計画策定の際に、従来の考え方に加 えてリスク重要度を考慮した機器重要度分類 を適用することによって、時間計画保全、状態 監視保全、事後保全等の保全方式の選定や、点 検頻度の決定等において、より実効的な保全計 画を策定できる可能性がある。 ・ また、オンラインメンテナンス等を実施する 際のリスクインパクト評価や、さらには是正措 置方法の選定等においても、リスク情報は有益 であると考えられる。33.結言今回、実機プラントの機器について、リスク情 報を活用した重要度評価を実施し、確率論的な手 法を運転保守管理の合理化・適正化等に活用でき る可能性を示した。 ・ 今後、リスク情報の評価手法の標準化やデータ ベースの精緻化、安全目標等の許容基準の策定が なされ、公的に認知されれば、さらに広い範囲で の活用が期待できる。参考文献[11 (財)原子力安全研究協会、“確率論的安全評価(PSA) 実施手順に関する調査検討一レベル1PSA、内的事象一”、平成4年7月 [2] NRC, “REGULATORY GUIDE 1.174AN APPROACH FOR USING PROBABILISTIC RISK ASSESSMENT IN RISK-INFORMED DECISIONS ON PLANT-SPECIFIC CHANGES TO THE LICENSING BASIS Rev.1”、November 2002 [3] 日本原子力発電(株)、“アクシデントマネジメント整備後確率論的安全評価報告書”、 平成16年3月-221“ “東海第二発電所 リスク評価手法の運転保守合理化への活用可能性について“ “森 智美,Tomomi MORI,江村 和伸,Takanobu EMURA,出雲 孝,Takashi IZUMO,青木 孝行,Takayuki AOKI,山中 勝,Masaru YAMANAKA,福山 智,Satoru FUKUYAMA“ “東海第二発電所 リスク評価手法の運転保守合理化への活用可能性について“ “森 智美,Tomomi MORI,江村 和伸,Takanobu EMURA,出雲 孝,Takashi IZUMO,青木 孝行,Takayuki AOKI,山中 勝,Masaru YAMANAKA,福山 智,Satoru FUKUYAMA