火災防護に関する米国の検査事項事例を用いた安全重要度評価ガイド（試運用版）の試行
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カテゴリ: 第16回
火災防護に関する米国の検査事項事例を用いた安全重要度評価ガイド（試運用版）の試行
Application of guide (trial operation version) about Significance Determination Process (SDP)for inspection findings about fire protection in United States
二菱総合研究所
江藤
淳二
Junji ETOH
Member
二菱総合研究所
中島
清
Kiyoshi NAKAJIMA
NON - Member
Abstract
Preparations related to details of forming the inspection system and trials Phase1 and Phase 2 will be implemented for the full startup in 2020. As the problems obtained in the trial operation, the lack of understanding for the risk-informed / performance-based inspection and the screening of the findings became apparent. Therefore, in this paper, with the aim of contributing to the development of the market price for evaluation, we conducted a trial of Significance Determination Process (SDP) using the US inspection findings on fire protection.
Keywords: findings, Significance Determination Process, fire protection, risk-informed, performance-based
1 諸言
原子力規制委員会において、米国の原子炉監督プロセ ス（Reactor Oversight Process : ROP）を参考にした検査制度の見直し（新検査制度）が進められており、2020 年 4 月からの実運用開始に向けて、2018 年10 月より試運用フェーズ1 が開始された。2019 年4 月から試運用フェーズ
2 が開始され、フェーズ 2 では重要度評価プロセス
（Significance Determination Process : SDP）及び総合判定の試行が 定されている[1]。新検査制度の試運用フェーズ1(2018 年度)で得られた課題として、
? リス イ フ ー ド パフ ーマ ス ースの検査に対する理解不足
? 気付き事項のス リーニ グにおける いの
（軽微 軽微を超える）
などが挙げられている[2]。したがって、米国における過去 の指 事項を する とで、リス イ フ ー ドパフ ーマ ス ースの検査に対する理解、気付き事項のス リーニ グにおける り いの 場 を とが重要で る。
そ で、本稿では、評価に係る 場 を とに資する とを目的として、火災防護に関する米国の検査指
事項事例を用いて、検査気付き事項のス リーニ グに関するガイド（試運用版）及び原子力規制検査におけ
連絡先:江藤 淳二、株式会社三菱総合研究所、
〒100-8141 東京都千代田区永田町2-10-3、
E-mail: junji_eto@mri.co.jp
る個別事項の安全重要度評価プロセスに関するガイド
（試運用版）による評価を試行する。具体的には、検査 気付き事項のス リーニ グ及び検査指 事項に関する安全重要度評価に関するガイドについて概説し、米国Far ey 原子力発電所の火災防護に関する指 事項に対して、米国NRC の検査報告書を参考として、試運用版による評価を実施する。
2 検査気付き事項のスクリ ニング
2 検査気付き事項のスクリ ニング
検査気付き事項のス リーニ グに関するガイドには、検査気付き事項から指 事項を し、指 事項の重要度評価に繋げるための基本的な考え方及び進め方がまとめられている。気付き事項から指 事項を するス リーニ グフローをFigure1 に示す。
パフ ーマ ス欠陥；
事 が原子力安全を 、 するために した活動をその に即して実施できていない状態、すなわ
、事 が規制要 は 基 を 足する とに
している状態で って、その が合理的に 能で り、 防する措置を講ずる とが 能で ったもの。設備等に機能劣化が見られる場合には、その直接的な 原因となっている事 の活動の問題点（例えば、設備等の性能の管理値を下回っている状態が放置されていた
場合には、対応する点検の不備）を指す。
検査気付き事項；
事 の活動状況の監視により、原子力安全に関する活動の目的の達成状況が でないと懸念される事項
（ス リーニ グにより検査指 事項とするものも含む。）
検査指 事項；
事 の活動状況の監視（=検査）により、原子力安全に関する活動について、その目的が に達成されておらず、安全な状態の に影響を与えている とが 認された事項。
機能劣化；
原子力安全を 、 する機能に関わる設備やシステ 等の状況が管理値を下回っている状態。
管理値とは、事 が安全な状況を してい えで設定しているもので り、一般的に規制要 を 足しているかど かを判断する えで、許認 等で 認されている値（設計 認値）から余裕をもって設定されているものをい 。そのため、機能劣化が る場合においても、必ずしも規制要 を 足していないわけではない。また、対象となる状況としては、設備等の性能（容量、
力等） けでな 、設備等の性能を発 さ るための運転員の操作が 実に行われるための要員が されているか、 実に操作されるよ 手順等が明 にされているかなどの運用上の体制も含むもので る。
Figure.1 気付き事項から指 事項を するス リーニグフロー
2 2 パ ォ マンス欠陥の有無の判断
検査気付き事項として懸念される状況にパフ ーマス欠陥が るかど かを以下の 点から調査・ し、パフ ーマ ス欠陥が る場合には、次の工程に進むも
のとする。なお、パフ ーマ ス欠陥ではないとしても、新知見等として事 活動の改善が望まれるものについては、事 の改善措置活動のなかで考慮されているとを 認して、対応を終了する。
? 検査気付き事項に関連する事 の活動について、原子力安全を 、 するために している容を 認し、その に即して実施できているか。
?原子力安全の 、 の 点から、事 がしている 容が、規制要 に対して なものになっているか。 の判断に当たっては、論点となる規制要 事項に対する許認 上の い状況を 認し、関連する民間規格等も必要に応じて 認するとともに、必要に応じて原子力規制委員会において専門的知見を有する職員に見解を聴 する。
? 検査気付き事項として懸念される状況は れまでの経験や知見（共有が られている他事 からの情報を含む。）から事 が でき、 防する措置を講ずる とができるもので ったか、また、その発生は防止すべきもので ったか。
? らかじめ決められた方法や計画どおりではないにしても、事 が規制要 を許容 能な方法で たしているかなど、 した活動がその に即して実施されているか。
2 パ ォ マンスの欠陥が軽微を超える（検査指摘事項とするかどうか）かどうかを判断
機能劣化の程度を以下の 点から整理し、有意な機能劣化が ると判断される場合は、そのパフ ーマ ス欠陥を検査指 事項として重要度評価のプロセスに移行する。検査指 事項とはしないものに っても、事 においては 防処置等の 点で対応を検討する必要が る
とから、事 の改善措置活動のなかで考慮されている とを 認し、軽微として 類され対応を終了する。また、検査指 事項について、当該指 事項と劣化状態
はプログラ 的な弱点の論理的な結びつきを文書化すると共に、ス リーニ グにおける判断された根拠について文書化する。
? パフ ーマ ス欠陥は、原子力規制検査における監視領域（小 類）の属性の一つに関連付けられ、また、そのパフ ーマ ス欠陥は関連する監視領域（小
類）の目的に悪影響を及ぼしたか。
?パフ ーマ ス欠陥は、事故等の防止の機能の一部が喪 するなどの安全上重大な事象につながる 能
性が考えられるか。
? 認されたパフ ーマ ス欠陥が是正されないままで れば、もっと安全上重大な問題をもたらす 能性が るか。
? パフ ーマ スの欠陥は安全実 指標（PI）に関係し、その安全実 指標（PI）のしきい値を超える原因となるものか。
【監視領域（小 類）の目的】
?原子力施設安全 発生防止
力運転時及び停止時において、プラ トの安定性に支障を及ぼし、重要な安全機能に問題を生じさ る事象の発生を抑制する
と。
?原子力施設安全 大防止・影響
望まし ない結果（すなわ 、炉心損傷） を防止するために起因事象に対応する系統、設備の 用性、 性及び機能性を する と。
?原子力施設安全 じ めの
物理的設計バリア（燃料被覆管、原子炉冷却系及び格納容器）が公衆を事故 は事象による放 性核種の放 から守る とについて合理的な 証をもたらす と。
? 原子力施設安全 重大事故等対処及び大規模損壊対処
重大事故等及び大規模な損壊に対処するための事 の体制及び設備が適切に整備され、使用する設備の 用性、 性及び機能性を する と。
? 放 安全 公衆に対する放 安全
通常の商用原子炉の運転の結果として公衆の区域へ放 される放 性物資の被ば から公衆の健康と安全を適切に守る とを
する と。
?放 安全 員に対する放 安全
通常の商用原子炉の運転における放 性物資による被ば から 員の健康と安全を適切に守る とを する と。
? 核物 防護（ 公 ）
検査指摘事項に関する安全重要度評価 4
監視領域（小分類）の特定
当該指 事項に基づ 劣化状態 はプログラ 的な弱点により影響を けた監視領域（小 類）を特定する。また、すべての特定した監視領域（小 類）のレビューを行い、どの監視領域（小 類）が劣化状態 るいはプログラ 的な弱点による影響を けたのかを 認する。
2 適用する安全重要度評価ガイドの選定
複数の監視領域（小 類）が影響を け、複数の安全重要度評価手法へのルートが示されている場合、検査官は、状況に対する合理的な判断に基づき、適用する 1 つの安全重要度評価手法を 認すべきで る。複数の監視領域（小 類）が影響を けたが、1 つの安全重要度評価手法へのルートしか示されない場合、検査官および管理
は、状況に対する合理的な判断に基づいて初期に 1 つの監視領域（小 類）を特定すべきで る。当該指 事項が詳細なリス 評価につながる場合、検査官、リス評価 、および管理 は、 監視領域（小 類）が合計のリス 評価に寄与した程度に基づいて、特定された監視領域（小 類）の再評価を行な べきで る。
4 火災防護に関する安全重要度評価
火災防護重要度決定プロセス（SDP）は、火災防護の深層防護（DID）要素の目標を たした事 のパフ ーマ スに関わる検査指 事項のリス 重要度を推定する一連の定性的、定量的解 Step で る。以下が火災防護DID 要素で る：
? 火災の発生を防止する。
? 火災を早期に感知して速やかに消火する。
? 消火活動により、速やかに鎮火しない事態においても、原子炉の高温停止及び低温停止の機能が されるよ に、当該安全機能を有する構築物、系統及び機器（SSC）を防護する。
火災防護 SDP のフェーズ 1 は、 に定性的で る。 フェーズ 1 では火災指 事項の初期の特徴づけを実施し、
常に低いリス 重要度（ ）の 能性が る火災指事項を選別する。フェーズ 1 のス リーニ グ結果が
以下でない場合、評価プロセスはフェーズ2 へと続 。火災防護 SDP のフェーズ 2 は定量的で、典型的な火
災 率論的リス 評価（PRA）の簡易化した手法とアプローチに基づ 。火災防護SDP の一般方針は、必要以上の 守性を避ける一方、偽陰性の る指 事項の潜在能性を最小限にする とで る。指 事項に係る劣化状態の期間（または 時間）は解 の全 で考慮するが、対応がなされた 措置もフェーズ2 で考慮される。
Figure.2 気付き事項から指 事項を するス リーニグフロー
火災防護SDP のフェーズ1 は4 で構成される。
① 火災指 事項はまず特徴づけされる（Step1）。
② 劣化が見つかった火災防護プログラ 要素に基づき区 化される（Step2）。
③ そして火災指 事項は劣化格付けが低いもので るか判定評価され、劣化格付けの低い火災指 事項は
に選別される（Step3）。
④ 火災指 事項の劣化格付けが低 ない場合は、次のStep（Step4）において、Step2 で指定された指 事項区 に基づき一連の定性的 問を用いて の指事項の選別を行 。
4 指摘事項を区分に分類
劣化が見つかった火災防護プログラ 要素に基づき指
事項を区 に 類する。指 事項の区 と 区 において適用される要素をTable 1 に示す。火災指 事項は8
つの区 の 最も適した指 事項区 1 つに 類する。
Table 1 指 事項の区 類
指摘事項の区分
各区分 おいて適用される要素
1. 火災予防と運営管理
施設の可燃性材料を管理するプログラム
作 可 するプログラム等 の 運営 するプログラム
高温作 時 おける火災監視
定期的な火災監視
防火訓線等の訓線プログラム
2. 自動火災報知設備及び固定消化設備
自動火災検出システム
火災消火システム（自動又は固定）
自動火災防護システムの や代替措置として取り付けられた火災報知器
3. 消化用水供給
消火ポンプ
構内の配管
水源
4. 火災の影響軽減
火災区域と の火災区域を隔離する火災障壁
貫通部シール
ウォーターカーテン
火災又は煙ダンパー
防火扉
空間的な隔離等
5. 手動消化
消防ホース 消化器
火災事前計画
6. 局部ケーブル又は機器の防護
ケーブル トレイ 機器の火災・熱防護用の物理障壁
ケーブルの防火シート等
機器・ケーブル防護用の放射熱遮へい
. 火災 の
火災 の 要とされるシステム 機
火災 の施設応答手順
火災 の運転員の操作
回路故障モードの影響（誤作動など）
. 火災
内の火災 性 機器 運転 影響
4 2 火災指摘事項の劣化格付け
劣化格付け指針（原子力規制検査における個別事項の安
全重要度評価プロセスに関するガイド（試運用版）の付 属書 5 火災防護に関する安全重要度評価ガイドの 付 2 参照）を用いて、火災指 事項に対し低い劣化格付けができるか判定する。また、その劣化格付けに った根拠を説明する。当該指 事項が「低い」劣化の格付けと判定された場合には、 に選別する。
劣化格付け指針は、様々な火災検査の指 事項に対する低または高の劣化格付けを割り当てるためのもので る。劣化格付け指針は、指 事項区 のほとんどに指定される。など、本指針は、 能性の る全ての種類の劣化を完全にリスト化したものではない。
4 定性的なスクリ ニング質問
4.1 節で 類された火災指 事項区 に該当するサブ
セ ショ に進み、ス リーニ グ 問に回答し、 の指 事項がリス 重要度の 常に低いもの（ ）で る
かを判定する（原子力規制検査における個別事項の安全 重要度評価プロセスに関するガイド（試運用版）の付属 書 5 火災防護に関する安全重要度評価ガイドの 付1 参照）。
8 つの指 事項区 ごとにス リーニ グ 問が設定しており、指定された火災指 事項区 に るス リーニ グ 問を用いて、指 事項を評価する。 問が適用されない場合、その 問を飛ばし、同じ指 事項区 の次の 問に進む。
Table 2 火災指 事項区 と定性的な 問数
米国事例による評価の試行 5
5 事象の概要
NRC の検査チー は、火災対応手順で る代替安全停
止機能の実行において、プラ ト職員を支援する 常用照明の 当性を検討した。チー は文書を検査して、常用照明器具がライセ ス基 に沿って適切に利用 能かど かを判断した。また、照明が適切な容量で され、許認 要件を たしている とを 認するために、
常用照明の 守記録および試験記録を 認した。その結果、Farley Unit 2 において、操作手順書が設置されている区域に 常用照明がすべて設置されていないとい 許認 要件に対する違反を特定した。
具体的には、火災後の安全停止の際に、RCP の交流電源（4160 ルト）の 断器をトリップするためにオペレータの手動操作を必要とするRCP 開 装置の前面パネルを照らすための 常用照明がトレイ A 開 装置室に設置されていなかった。火災が発生した場合の安全停止 操作において、2 号機 ーブル 設室では、すべてのRCP を現場でトリップするよ に指定されている。 のステップを実行するために、オペレータはブレーカ扉を開
と、機 式イ ータの によりブレーカが開いている とを 認する と、DC 制御電源のブレーカを開
と、ヒューズブロッ を引いて反転さ 、交換する
とが要 される。
チー は、通常の照明が われた場合、 れらの措置は実行不 能で ると判断した。また、利用 能な 常用照明がなかった。8 時間のバッテリーパッ を備えた常用照明ユニットの設置義務違反と判断した。
以上の米国事象を対象に、検査気付き事項のス リーニ グに関するガイド（試運用版）及び原子力規制検査における個別事項の安全重要度評価プロセスに関するガイド（試運用版）による評価を試行した。
5 2 指摘事項の分析結果
パフ ーマ ス欠陥（第2.2 節参照）
許認 要件で る 8 時間のバッテリーパッ を備えた
常用照明ユニットが設置されておらず、 れらは巡視点検などで 認 能で り、 防措置を講ずる とも能で ったと考えられる とから、パフ ーマ ス欠陥と判断される。
軽微を超えるか（第2.3 節参照）
パフ ーマ ス結果は、望まし ない結果（すなわ 、炉心損傷）を防止するために起因事象に対応する系統、 設備の 用性、 性及び機能性を する とに影響を及ぼすと考えられ、監視領域（ 大防止・影響 ） の目的に悪影響を及ぼす とから、軽微を超えると判断される。具体的には、原子炉の安全停止を達成し するために必要な現場のオペレータの操作を実行する能力 に悪影響を及ぼすと考えらえる。
安全重要度の評価（第4 章参照）
監視領域（小 類）は、上 の通り 大防止・影響
が該当し、安全重要度評価ガイドは、火災防護が選定される。
以下の点から、評価結果は と判断される。
ーブル 設室で火災が発生した場合、作 員は 中電灯を使用して作 を完了する 能性が高 、作 員は現地での作 を行いながら作 を進めるよ 指示されているため、チー の安全性の重要性は 常に低いと判断した。
①当該指 事項は、火災後の安全停止に関する火災指事項の区 に 類される。
②劣化格付け指針による火災指 事項の劣化格付けでは、許認 要件で る 8 時間のバッテリーパッ を備えた常用照明ユニットが設置されていなかった とから、火災後安全停止の「高劣化」と判定される。
③火災指 事項区 に該当する定性的なス リーニ グ
問では、火災後の安全停止の「 常用照明に関わる指
事項に関し、運転員が必要な緊急/復旧措置を実施するための代わりとなる照明（フラッシュライトなど）をっているか？」の 問に該当し、「 」に選別される。
まとめ
新検査制度は、原子力安全に り組む第一義的な責任
を有する事 が、 的かつ継続的な安全性 にり組み、それを規制機関が適切で る とを 認する制度で る。より具体的には、規制機関は現行の規制により達成される安全水 と個別プラ トの状態を比較（パフ ーマ ス ース）する とで乖離を把握しつつ、リス 情報を活用して事 の活動を監督・評価（オーバーサイト）する制度で る。また、規制機関による監視・評価の結果については、例えば米国NRC ではHP で検査報告書等として情報開示がなされており、 性、透明性 のための仕組みが組み まれている。
我が国における継続的な安全性向上の基盤として、新 検査制度が導入される とで、福島第一原子力発電所事故（以 、1F）のよ な重大な事故を再び起 さないとの い決意の下、安全 に陥る とな 、不断に原子力の安全性向上が られると共に、事 による 的安全性向上の不断の 力が規制機関、第三 機関等によって監督・評価される とで、透明性・ 性が され、1F 事故により原子力利用に対して われてしまった社会の を り戻す とに繋がる とが期待される。規制機関と事 は立場と役割は なるが、1F 事故のよ な重大な事故を再び起 さないとの実 の原子力安全を目指す とに関しては共通の目的を有している。したがって、我が国における継続的な安全性向上の基盤と して、新検査制度を定着さ るためには、米国における過去の指 事項を する とで、リス イ フ ー
ド パフ ーマ ス ースの検査に対する理解、気付き事項のス リーニ グにおける り いの 場 を い、規制機関と事 の間でお いの や 力を 重し合
関係を構築してい とが重要で る。
参考文献
検査制度の見直しに関する検討チー 、第25 回WG 検査制度の見直しに関する WG 平成 31 年 03 月 25 日（原子力規制委員会）
資料5 4 試運用フェーズ2についてhttp://www.nsr.go.jp/disclosure/committee/yuushikisya/ke nsaseido_minaoshi/00000060.html
検査制度の見直しに関する検討チー 、第23 回WG 検査制度の見直しに関するWG 平成30 年12 月17 日（原子力規制委員会）
資料1 原子力規制検査の試運用の実施状況とそのフィードバッ についてhttp://www.nsr.go.jp/disclosure/committee/yuushikisya/ke nsaseido_minaoshi/00000057.html
検査制度の見直しに関する検討チー 、第24 回WG 検査制度の見直しに関する WG 平成 31 年 03 月 04 日（原子力規制委員会）
資料1 2 検査気付き事項のス リーニ グに関するガイド試運用版.Rev1 http://www.nsr.go.jp/disclosure/committee/yuushikisya/ke nsaseido_minaoshi/00000059.html
検査制度の見直しに関する検討チー 、第22 回WG 検査制度の見直しに関する WG 平成 30 年 11 月 26 日（原子力規制委員会）
参考資料1 原子力規制検査における個別事項の安全重要度評価プロセスに関するガイド試運用版r01 http://www.nsr.go.jp/disclosure/committee/yuushikisya/ke nsaseido_minaoshi/00000056.html
NRC inspection report, JOSEPH M. FARLEY NUCLEAR PLANT ? NRC TRIENNIAL FIRE PROTECTION INSPECTION REPORT 05000348/2008006 AND 05000364/2008006, May 13, 2008