川内原子力発電所の安全性向上評価におけるＰＲＡについて
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カテゴリ: 第15回
川内原子力発電所の女全性向上評価におけるPRAについて
PRA in Safety Improvement Assessment on Sendai Nuclear Power Station
九州電力掬
山田
真也
Shinya YAMADA
Non-Member
九州電力掬
井上
政春
Masaharu INOUE
Non-Member
九州電力掬
河辺
幸成
Yukinari KAWABE
Non-Member
九州電力掬
平塚
大悟
Daigo HIRATSUKA
Non-Member
Sendai Nuclear Power Station is the first one in Japan which has restarted the units under new regulatory requirements after Fukushima-Daiichi Nuclear Disaster. For these restarted units, Safety Improvement Assessment is mandated to be conducted every outage by the new regulatory requirements. The assessment shall be reported to Nuclear Regulatory Authority (NRA) and disclosed on the Web. Kyushu Electric Power Company submitted the assessment report including Probabilistic Risk Assessment (PRA) to NRA for Sendai unit 1 and 2 in compliance with this requirement.
This paper describes the overview of PRA in Safety Improvement Assessment on Sendai Nuclear Power Station.
Keywords: Safety improvement, Safety analysis report, Probabilistic Risk Assessment, Risk Informed Decision Making
1 はじめに
川内原子力発電所 1 号機は、「新規制基準への適合性審査」に国内で初めて合格、平成 27 年 9 月に通常
運転に復帰、その後、約 13 か月間、安全・安定運転
を続けた。平成 28 年 10 月から施設定期検査を開始
し、平成 29 年 1 月に終了、通常運転に復帰した。再稼働した原子炉施設は、核原料物質、核燃料物
質及び原子炉の規制に関する法律に基づき、施設定期検査終了毎に、施設定期検査終了時点の状態を対象とし、当該検査終了後 6 ケ月以内に安全性向上評価を実施し、その後、原子力規制委員会に遅滞なく届け出ることとされており、当社は国内で初めて平成 29 年 7 月 6 日に川内 1 号機の初回届出を行い、この を した。川内 2 号機に いて 再稼働後、施設定期検査を平成 29 年 3 月に終了したことから、
に、安全性向上評価を平成 29 年 9 月 25 日に届け出、 した。
安全性向上評価では「保安活動の実施状 調査」、
「確率論的リスク評価（PRA)」、「安全裕度評価」及び「総合評価」を実施している。本稿では、このうち PRA の概要を紹介する。
連絡先:山田真也、〒810-8720 福岡市中央区渡辺通二丁目 1 番 82 号、九州電力掬 原子力発電本部リスク管理・解析グループ、
E-mail: Shinya_Yamada@kyuden.co.jp
2 評価対象
プラント状態
今回実施した PRA では、施設の脆弱性を把握し、
自主的・継続的な安全性向上を図るという目的から、施設の現状を踏まえた評価を実施するため、新規制基準の施行前より自主的に整備していた安全対策に加え、新規制基準に基づき整備したシビアアクシデント対策を考慮した。
評価対象範囲及び評価指標
当社は、従前から定期安全レビュー（PSR)及び
重大事故等対策の有効性評価に係る事故シーケンスグループ等の選定に際して PRA を実施している。これらの実 、「実 発電 原子炉の安全性向上評価に関する運 」 1 の 内 及び評価 法の成
状 を踏まえ、以 の 及びリスク を評価対象とした。なお、評価に当たっては、一般社団法人 日本原子力学会より発行されている各種 PRA 実施基準を参照した。
く評価対象 ＞
・内部事象出力運転時（レベル 1 及びレベル 2)
・内部事象停止時（レベル 1)
・地震出力運転時（レベル 1 及びレベル 2)
・津波出力運転時（レベル 1 及びレベル 2)く評価対象リスク ＞
・炉心損傷頻度（CDF)
・格納 器機能喪失頻度（CFF)
・事故時のセシウム 137 の放出量が 100TBq を超えるような事故の発生頻度
・格納 器健全時の敷地境界における実効線量
3 評価結果
川内1号機の各事象に対するCDF 及びCFF を図1、図 2 にそれぞれ示す。ここでは、新規制基準の施行前より自主的に整備していた安全対策及び新規制基準に基づき整備したシビアアクシデント対策（SA 対策)がないと仮定した場合との比較の形で示してお り、SA 対策によるリスクの低減効 が確認できた。なお、事故が発生し、格納 器機能喪失に至る場合にはセシウム 137 の放出量が必ず 100TBq を超える
と考え、その発生頻度は CFF と じとした。
1.0E-03
1.0E-04
1.0E-05
CDF[/炉年］
1.0E-06
1.0E-07
4 女全性向上対策の抽出
当社は、PRA を施設における相対的な脆弱点を把握するためのツールと考えており、今回は FV 重要度*を活 して を分析し、得られた脆弱点に対する安全性向上対策を抽出した。
内部事象 PRA では、事故時の人的過誤が重要な事象として抽出されたことから、重要シナリオに対する教育・訓練を強化することにより事故時の対応能力向上を図ることとした。また、地震 PRA では、アナログ式のメタクラ保護継電器の損傷が重要となっていることから、保護継電器をデジタル式に更新することにより耐震信頼性の向上を図ることとした。
（ 1 参照)
*: 各機器の故障等が CDF、CFF に寄与する割合
表 1 PRA の結果から抽出した女全性向上対策
安全性向上対策
期待される効
重要シナリオに対する教育・訓練
の強化
重要シナリオに対する教育・訓練を重点的に実施することにより、事故時の対応
能力を向上させる。
メタクラ保護継電器のデジタル化
耐震信頼性の向上及び地震時の CDF、CFF の低減に期待できる。
CDF（/炉年) ： 1.7E-6→8.5E-7
CFF（/炉年) ： 1.5E-6→6.3E-7
1.0E-08
1.0E-09
内部事象
（出力運転時）
内部事象地震津波
（停止時）
5 まとめ
川内原子力発電所の第 1 回安全性向上評価のうち、
1.0E-03
1.0E-04
1.0E-05
CFF[/炉年］
1.0E-06
1.0E-07
1.0E-08
図 1 CDF 評価結果
PRA の概要に いて紹介した。今後 施設の脆弱点を把握するために、PRA の不確実性や保守性の排除を目 し、PRA の高度化に向けた取り組むことで、自主的・継続的な安全性向上へ繋げていく。
なお、今回の PRA から得られたリスク重要度は、川内原子力発電所の保全プログラムにおける保全重要度の設定に活 している。
SA対策なし
SA対策あり
参考文献
1.0E-09
内的事象
（出力運転時）
地震津波
原子力規制委員会、 実 発電 原子炉の安全性向上評価に関する運 ”、平成 29 年 3
図 2 CFF 評価結果
月 29 日