原子力発電施設における安全系機器待機除外時のリスク評価について
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カテゴリ: 第2回
1. 緒言
原子力施設におけるリスクを定量的に評価する手 法として PSA(確率論的安全評価)がある。 - PSA は施設の安全管理レベルを評価することや、系 統・機器等の相対的な脆弱点を見出すのにも有効であ ることから、近年、各国において安全規制や安全管理 へのリスク情報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成果 を基にリスク評価技術を向上させており、リスク情報 を活用した運転管理等が行われている。 - 我が国においても、アクシデントマネジメントの整 備や定期安全レビュー等において既にリスク情報を活 用しており、今後はより広い範囲での活用が期待され ている。規制行政庁においては、検査の対象とする系 統・機器等の範囲や検査頻度等の決定にリスク情報を 活用する方法について検討している。また、今後の運 転保守管理の高度化に向けて、事業者側としてもリス ク情報の更なる活用に向けた検討が重要である。本検討においては、機器故障、出力運転中保守等に より原子炉施設の安全系機器が待機除外となった場合 の実機プラントリスクに焦点を当て、PSA 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した。2. 安全系機器待機除外時のリスク評価 2.1 PSAを活用した機器待機除外時リスク評価手法の概要 - PSA は、原子力施設において公衆に被害を及ぼし得 る重大な事故の発生するリスクを定量的に評価するも のである。 * 今回の評価で用いた内的事象出力運転時レベル1 PSA は、炉心の健全性評価を行うものであり、原子力 施設の異常や事故の発端となる事象(起因事象)の発 生を起点に、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/失敗の組み合わせによって事象 進展を評価し、炉心損傷頻度(CDF)を算出するもので ある。これにより、原子力施設の安全性を総合的・定 量的に評価するものである。 - 今回使用した PSA モデルで考慮されている系統・機
器は、炉心損傷や格納容器破損の防止・緩和に関する 系統・機器であり、具体的には、1反応度停止、2炉 心冷却、2崩壊熱除去、4これら安全機能をサポート する機能に係る系統・機器である。サーベランス等により安全系機器 A の故障が発見さ れた場合、当該機器の系統は待機除外となる。この状 態において異常事象が発生した場合、当該系統は使用 不能であるため、CDF は増加する。待機除外時におけ るリスク増加のイメージを Fig.1 に示す。このときの CDF を条件付 CDF として CDF、待機除 外がない場合の CDF を基準 CDF として CDFuseとすると、 機器 A が待機除外となることによるリスク増加 A CDF は、(1)式で表される。 (1)ACDF = CDFA-1 - CDFBASE (1)また、待機除外時間の累積リスクは、条件付炉心損 傷確率増分(ICCDP)として、(2)式で表される。-2ICCDP = A CDF×OT/365 (2)OT:待機除外時間(日) 本検討では、これらパラメータを用いて、待機除外 時リスク評価を実施した。待機除外発生条件付炉心損傷確率増分(ICCDP)待機除外復旧条件付きCDFCDF/炉年)ACDF「基準CDF時間待機除外時間Fig.1 待機除外時リスク増加イメージ2.2 機器待機除外時のリスク評価本検討では Mark II型格納容器を持つ定格電気出力 1,100MWe 級 BWR-5 プラントを評価対象プラントとした。 評価対象プラントの主要な設備として、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 (HPCS)、自動減圧系(ADS)、低圧炉心スプレイ系 (LPCS)及び低圧注水系(LPCI)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 源喪失時にも安心を冷却できるタービン駆動の原子炉隔離時冷却系(RCIC)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、残留熱除去系等、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Fig.2 に示す。 - 本検討において待機除外を仮定した系統は、炉心冷 却機能及びこのサポート系である。具体的には、HPCS、 RCIC、LPCS、LPCI、残留熱除去海水系(RHRS)、非常 用ディーゼル発電機(DG)、非常用ディーゼル海水系 (DGSW)、HPCS-DG 及び HPCS-DGSW である。これらの 系統は Fig.3 に示すように、3つの ECCS 区分に分類さ れ、独立性を保持している。これら系統について、待 機除外を想定したリスク増加及び ICCDP を評価し、待 機除外時のリスク上の特徴を検討した。原子炉隔離時冷却系(RCIC)高圧炉心 スプレイ系 (HPCS)主蒸気系 給水系復水的蘇 タンク (CST)サプレッションブール (SAP)復水補給水系 (MUW)低圧炉心スプレイ系 (LPCS)ろ過水タンク残留熱除去系C系(LPCI-C) 残留熱除去系熱交換器 残留熱除去系 B系(LPCI-B)消火系(FP)?留終除去柔熱交換器 残留熱除去系A系(LPCI-A)Fig.2 BWR-5/Mark II 主要設備概要HPCS-DGSW HPCS-DGHPCS DGSW-CDGSW-D DG-CDG-DLPCS LPCI-B LPCI-A LPCI-C RHRS-A | RHRS-B 区分I区分III ADSO Fig.3 ECCS 区分:ECCS2262.3 評価結果今回実施したリスク評価のうち、待機除外時間に対 する各系統の待機除外中のリスク増加割合を Fig.4 に 示す。この結果より、以下のことが確認された。 ? ECCS 及び RCIC(以下「ECCS 等」という)の1系統待機除外時、高圧注水機能を有する HPCS 及 び RCIC の待機除外のリスク増加が大きい。これ は、高圧注水機能を有する系統は原子炉圧力条 件に依存せず炉心冷却機能を達成できるためで あると考えられる。一方、低圧注水機能は多重 化が図られていることと、LPCS 又は LPCI 単独 では原子炉圧力高圧条件下では炉心冷却機能を 達成できないことにより、LPCS 及び LPCI につ いては、高圧注水機能の待機除外時と比べてリ スク増加は小さい。 ECCS 等以上に、サポート系の待機除外によるリ スク増加が大きい。これは、安全機能のサポー ト機能の喪失により、複数の ECCS も機能喪失することによる。 LPCS 又は LPCI-C の待機除外中にその他1 系統が待 機除外となった場合のリスク増加割合を Fig.5 に示す。 この結果より、以下のことが確認された。LPCS 又は LPCI-C が待機除外の場合、ECCS 等は 待機除外系統と同じ区分の系統、サポート系は 逆区分の系統の待機除外発生時リスク増加が大きい。 以上から、次のような知見が得られた。 1 現行の原子炉施設保安規定では、安全上重要な系統に対し許容待機除外時間 (AOT)が、ほぼ一 律で定められているが、待機除外時のリスクは系統ごとに大きく異なる。 2 リスクを指標として AOT を設定すれば、待機除外による大幅なリスク増加をもたらさない系統 については、AOT 延長の可能性があると考えられる。 3 ある系統に待機除外が発生した状態において、別の系統に待機除外が発生した場合のリスク増 加は、その組み合わせによって異なる。したが って、1 系統に待機除外が発生した場合に、信 頼性維持に努めるべき系統をリスクの観点から 抽出することにより適切なプラント状態管理を 行うことができる。91条件付リスク増加割合 ACCDP/CDFBuse).E-020.001DG-D DGSW-DDG-C DGSW-CHPCS -DGSWRHRS-AVHPCS-DGRHRS-BHPCSRCIC30105319機除の時間 [日]LPCI-ALPCI-CLPCI-BFig.4 各系統待機除外時のリスク増加割合100DLPCS待機除外時 ■LPCI-C待機除外時リスク増加割合(A CDF/CDFRAse)10.1LPCSLPCI-ALPCI-BLPCI-CHPCSRCICRHRS-ARHRS-BHPCS -DGSWHPCS-DGDG-C DGSW-CDG-D DGSW-DFig.5 LPCS 又は LPCI-C 待機除外中の各系統待機除外発生時リスク増加割合2.4 運転保守分野へのリスク情報の活用 - 前節のリスク評価結果では、同一機能を有する系統 であっても待機除外時のリスク増加が同一ではないこ と、待機除外系統によって安全管理上配慮すべき系統 が異なることを示した。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 スク情報を活用することにより、管理の実効性や意思 決定における透明性の向上、資源の適正配分に期待で きることを意味している。本検討によって得られた知 見の実機プラントの運転保守分野への活用可能性につ いて検討した。 (1) 機器故障等発生時の活用 出力運転中に機器故障等による待機除外が発生した 場合、プラントのリスク増加を定量的に示すことが可 能であると共に、安全管理上機能維持すべき系統を定 量的な情報を元に抽出することが可能である。また、 トラブル発生時等により運転制限を逸脱した場合に現227在の AOT の妥当性を示す場合や、今後合理的な AOT 設 定を検討する場合において、客観的な情報を与えるも のとしてリスク情報の活用が有効な手段の一つである と考えられる。 (2)保全高度化への活用保全の高度化の一環としてオンラインメンテナンス を計画する際に、リスク情報の活用が有効であると考 えられる。具体的には、リスク情報を活用し、プラン トリスクを有意に上昇させない系統の抽出や妥当な待 機除外時間の設定、オンラインメンテナンス中に機能 維持すべき安全機能の選定等、安全管理に関する情報 を提供することが可能である。 (3) リスク情報の整備 * 上記事項をより実効的にするためには、状況に応じ たリスク情報を与えることが重要である。重要なリス ク情報として、複数系統待機除外発生を含めたリスク 評価や昨年度検討した機器別リスク重要度評価等があ げられる。これらを、事前にデータベースとして整備 することで、状況に応じたリスク情報を柔軟かつ迅速 に提供できる。3.結言今回、BWR-5 プラントを対象として、確率論的手法 を用いて待機除外時リスク評価を実施し、待機除外発 生時のプラントリスクの特徴を評価した。この結果を 元に、運転保守分野へのリスク情報の活用可能性を示 した。今後、運転保守分野へのリスク情報の活用を進めて いくことにより、運転保守の更なる高度化を図ること が可能である。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-レベル 1 PSA、内的事象一”、平成4年7月 [2] NRC、 “REGULATORY GUIDE 1.177AN APPROACH FOR PLANT-SPECIFIC, RISK-IMFORMED DECISIONMAKING : TECHNICAL SPECIFICATIONSAugust 1998 [3] 青木孝行他、日本保全学会 第1回学術講演会 要旨集、2004、 pp.217-221228“ “原子力発電施設における安全系機器待機除外時のリスク評価について“ “五十嵐 祐介,Yusuke IGARASHI,森 智美,Tomomi MORI,浅野 淳也,Junya ASANO,森田 毅,Takeshi MORITA,山中 勝,Masaru YAMANAKA,鴨志田 哲雄,Tetsuo KAMOSHIDA,福山 智,Satoru FUKUYAMA
原子力施設におけるリスクを定量的に評価する手 法として PSA(確率論的安全評価)がある。 - PSA は施設の安全管理レベルを評価することや、系 統・機器等の相対的な脆弱点を見出すのにも有効であ ることから、近年、各国において安全規制や安全管理 へのリスク情報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成果 を基にリスク評価技術を向上させており、リスク情報 を活用した運転管理等が行われている。 - 我が国においても、アクシデントマネジメントの整 備や定期安全レビュー等において既にリスク情報を活 用しており、今後はより広い範囲での活用が期待され ている。規制行政庁においては、検査の対象とする系 統・機器等の範囲や検査頻度等の決定にリスク情報を 活用する方法について検討している。また、今後の運 転保守管理の高度化に向けて、事業者側としてもリス ク情報の更なる活用に向けた検討が重要である。本検討においては、機器故障、出力運転中保守等に より原子炉施設の安全系機器が待機除外となった場合 の実機プラントリスクに焦点を当て、PSA 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した。2. 安全系機器待機除外時のリスク評価 2.1 PSAを活用した機器待機除外時リスク評価手法の概要 - PSA は、原子力施設において公衆に被害を及ぼし得 る重大な事故の発生するリスクを定量的に評価するも のである。 * 今回の評価で用いた内的事象出力運転時レベル1 PSA は、炉心の健全性評価を行うものであり、原子力 施設の異常や事故の発端となる事象(起因事象)の発 生を起点に、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/失敗の組み合わせによって事象 進展を評価し、炉心損傷頻度(CDF)を算出するもので ある。これにより、原子力施設の安全性を総合的・定 量的に評価するものである。 - 今回使用した PSA モデルで考慮されている系統・機
器は、炉心損傷や格納容器破損の防止・緩和に関する 系統・機器であり、具体的には、1反応度停止、2炉 心冷却、2崩壊熱除去、4これら安全機能をサポート する機能に係る系統・機器である。サーベランス等により安全系機器 A の故障が発見さ れた場合、当該機器の系統は待機除外となる。この状 態において異常事象が発生した場合、当該系統は使用 不能であるため、CDF は増加する。待機除外時におけ るリスク増加のイメージを Fig.1 に示す。このときの CDF を条件付 CDF として CDF、待機除 外がない場合の CDF を基準 CDF として CDFuseとすると、 機器 A が待機除外となることによるリスク増加 A CDF は、(1)式で表される。 (1)ACDF = CDFA-1 - CDFBASE (1)また、待機除外時間の累積リスクは、条件付炉心損 傷確率増分(ICCDP)として、(2)式で表される。-2ICCDP = A CDF×OT/365 (2)OT:待機除外時間(日) 本検討では、これらパラメータを用いて、待機除外 時リスク評価を実施した。待機除外発生条件付炉心損傷確率増分(ICCDP)待機除外復旧条件付きCDFCDF/炉年)ACDF「基準CDF時間待機除外時間Fig.1 待機除外時リスク増加イメージ2.2 機器待機除外時のリスク評価本検討では Mark II型格納容器を持つ定格電気出力 1,100MWe 級 BWR-5 プラントを評価対象プラントとした。 評価対象プラントの主要な設備として、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 (HPCS)、自動減圧系(ADS)、低圧炉心スプレイ系 (LPCS)及び低圧注水系(LPCI)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 源喪失時にも安心を冷却できるタービン駆動の原子炉隔離時冷却系(RCIC)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、残留熱除去系等、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Fig.2 に示す。 - 本検討において待機除外を仮定した系統は、炉心冷 却機能及びこのサポート系である。具体的には、HPCS、 RCIC、LPCS、LPCI、残留熱除去海水系(RHRS)、非常 用ディーゼル発電機(DG)、非常用ディーゼル海水系 (DGSW)、HPCS-DG 及び HPCS-DGSW である。これらの 系統は Fig.3 に示すように、3つの ECCS 区分に分類さ れ、独立性を保持している。これら系統について、待 機除外を想定したリスク増加及び ICCDP を評価し、待 機除外時のリスク上の特徴を検討した。原子炉隔離時冷却系(RCIC)高圧炉心 スプレイ系 (HPCS)主蒸気系 給水系復水的蘇 タンク (CST)サプレッションブール (SAP)復水補給水系 (MUW)低圧炉心スプレイ系 (LPCS)ろ過水タンク残留熱除去系C系(LPCI-C) 残留熱除去系熱交換器 残留熱除去系 B系(LPCI-B)消火系(FP)?留終除去柔熱交換器 残留熱除去系A系(LPCI-A)Fig.2 BWR-5/Mark II 主要設備概要HPCS-DGSW HPCS-DGHPCS DGSW-CDGSW-D DG-CDG-DLPCS LPCI-B LPCI-A LPCI-C RHRS-A | RHRS-B 区分I区分III ADSO Fig.3 ECCS 区分:ECCS2262.3 評価結果今回実施したリスク評価のうち、待機除外時間に対 する各系統の待機除外中のリスク増加割合を Fig.4 に 示す。この結果より、以下のことが確認された。 ? ECCS 及び RCIC(以下「ECCS 等」という)の1系統待機除外時、高圧注水機能を有する HPCS 及 び RCIC の待機除外のリスク増加が大きい。これ は、高圧注水機能を有する系統は原子炉圧力条 件に依存せず炉心冷却機能を達成できるためで あると考えられる。一方、低圧注水機能は多重 化が図られていることと、LPCS 又は LPCI 単独 では原子炉圧力高圧条件下では炉心冷却機能を 達成できないことにより、LPCS 及び LPCI につ いては、高圧注水機能の待機除外時と比べてリ スク増加は小さい。 ECCS 等以上に、サポート系の待機除外によるリ スク増加が大きい。これは、安全機能のサポー ト機能の喪失により、複数の ECCS も機能喪失することによる。 LPCS 又は LPCI-C の待機除外中にその他1 系統が待 機除外となった場合のリスク増加割合を Fig.5 に示す。 この結果より、以下のことが確認された。LPCS 又は LPCI-C が待機除外の場合、ECCS 等は 待機除外系統と同じ区分の系統、サポート系は 逆区分の系統の待機除外発生時リスク増加が大きい。 以上から、次のような知見が得られた。 1 現行の原子炉施設保安規定では、安全上重要な系統に対し許容待機除外時間 (AOT)が、ほぼ一 律で定められているが、待機除外時のリスクは系統ごとに大きく異なる。 2 リスクを指標として AOT を設定すれば、待機除外による大幅なリスク増加をもたらさない系統 については、AOT 延長の可能性があると考えられる。 3 ある系統に待機除外が発生した状態において、別の系統に待機除外が発生した場合のリスク増 加は、その組み合わせによって異なる。したが って、1 系統に待機除外が発生した場合に、信 頼性維持に努めるべき系統をリスクの観点から 抽出することにより適切なプラント状態管理を 行うことができる。91条件付リスク増加割合 ACCDP/CDFBuse).E-020.001DG-D DGSW-DDG-C DGSW-CHPCS -DGSWRHRS-AVHPCS-DGRHRS-BHPCSRCIC30105319機除の時間 [日]LPCI-ALPCI-CLPCI-BFig.4 各系統待機除外時のリスク増加割合100DLPCS待機除外時 ■LPCI-C待機除外時リスク増加割合(A CDF/CDFRAse)10.1LPCSLPCI-ALPCI-BLPCI-CHPCSRCICRHRS-ARHRS-BHPCS -DGSWHPCS-DGDG-C DGSW-CDG-D DGSW-DFig.5 LPCS 又は LPCI-C 待機除外中の各系統待機除外発生時リスク増加割合2.4 運転保守分野へのリスク情報の活用 - 前節のリスク評価結果では、同一機能を有する系統 であっても待機除外時のリスク増加が同一ではないこ と、待機除外系統によって安全管理上配慮すべき系統 が異なることを示した。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 スク情報を活用することにより、管理の実効性や意思 決定における透明性の向上、資源の適正配分に期待で きることを意味している。本検討によって得られた知 見の実機プラントの運転保守分野への活用可能性につ いて検討した。 (1) 機器故障等発生時の活用 出力運転中に機器故障等による待機除外が発生した 場合、プラントのリスク増加を定量的に示すことが可 能であると共に、安全管理上機能維持すべき系統を定 量的な情報を元に抽出することが可能である。また、 トラブル発生時等により運転制限を逸脱した場合に現227在の AOT の妥当性を示す場合や、今後合理的な AOT 設 定を検討する場合において、客観的な情報を与えるも のとしてリスク情報の活用が有効な手段の一つである と考えられる。 (2)保全高度化への活用保全の高度化の一環としてオンラインメンテナンス を計画する際に、リスク情報の活用が有効であると考 えられる。具体的には、リスク情報を活用し、プラン トリスクを有意に上昇させない系統の抽出や妥当な待 機除外時間の設定、オンラインメンテナンス中に機能 維持すべき安全機能の選定等、安全管理に関する情報 を提供することが可能である。 (3) リスク情報の整備 * 上記事項をより実効的にするためには、状況に応じ たリスク情報を与えることが重要である。重要なリス ク情報として、複数系統待機除外発生を含めたリスク 評価や昨年度検討した機器別リスク重要度評価等があ げられる。これらを、事前にデータベースとして整備 することで、状況に応じたリスク情報を柔軟かつ迅速 に提供できる。3.結言今回、BWR-5 プラントを対象として、確率論的手法 を用いて待機除外時リスク評価を実施し、待機除外発 生時のプラントリスクの特徴を評価した。この結果を 元に、運転保守分野へのリスク情報の活用可能性を示 した。今後、運転保守分野へのリスク情報の活用を進めて いくことにより、運転保守の更なる高度化を図ること が可能である。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-レベル 1 PSA、内的事象一”、平成4年7月 [2] NRC、 “REGULATORY GUIDE 1.177AN APPROACH FOR PLANT-SPECIFIC, RISK-IMFORMED DECISIONMAKING : TECHNICAL SPECIFICATIONSAugust 1998 [3] 青木孝行他、日本保全学会 第1回学術講演会 要旨集、2004、 pp.217-221228“ “原子力発電施設における安全系機器待機除外時のリスク評価について“ “五十嵐 祐介,Yusuke IGARASHI,森 智美,Tomomi MORI,浅野 淳也,Junya ASANO,森田 毅,Takeshi MORITA,山中 勝,Masaru YAMANAKA,鴨志田 哲雄,Tetsuo KAMOSHIDA,福山 智,Satoru FUKUYAMA