電力中央研究所 報告書(電力中央研究所報告)
報告書データベース 詳細情報
報告書番号
NR25002
タイトル(和文)
国内原子力発電プラントを対象とした内部溢水PRAガイド(2025年版の策定)
タイトル(英文)
Development of the Internal Flooding PRA Guide for Japanese Nuclear Power Plants
概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)
背 景
原子力発電プラントの内部溢水事象は、複数の安全上重要な設備の同時損傷を引き起こすため、プラントの安全性に対して重大な影響を与える主要なリスク要因の一つである。合理的な内部溢水防護の設計・運用に関する有益なリスク情報を活用する手段として内部溢水PRAがあり、プラントリスクに対する内部溢水事象の寄与を推定するための実践的な内部溢水PRA手法を整備することは重要である。
目 的
国内原子力発電プラントの内部溢水PRAの効果的かつ効率的な実施に資するため、国内外の内部溢水PRAに関する基規準や事業者の実績を参照し、最新の技術的知見を反映した実践的な内部溢水PRAガイド(以下、ガイド)を策定する。
主な成果
ガイドの策定
プラント運転状態として出力運転時を対象に、国内原子力産業界が内部溢水PRAを実施するためのガイド(和文・英文)を策定した。以下に、策定したガイドの特徴を示す。
• 米国の内部溢水PRAの専門家レビューに供し、米国の最新の実務経験や知見に関する指摘を取り入れた。本ガイドは、炉心損傷頻度及び格納容器機能喪失頻度を評価指標とし、タスクフローチャートは定性的フェーズと定量的フェーズで構成される。
(1) 定性的フェーズ(フェーズA:タスク1からタスク4)
プラント境界内の機器損傷、配管破断、又は運転員行動により発生する溢水事象に着目して保守的な仮定に基づく内部溢水シナリオを設定し、溢水リスクに対していかなる寄与もしないシナリオを定性的にスクリーンアウトする。
(2) 定量的フェーズ(フェーズB:タスク5からタスク14)
フェーズAでスクリーンアウトされなかったシナリオを精緻化し、内部溢水事象進展シナリオ及び内部溢水起因炉心損傷頻度等を定量化する。さらに、各溢水シナリオのリスク寄与度を算定し、リスク寄与度に応じて、内部溢水PRA評価者はリスク寄与を軽減するための戦略を選択する。
• 内部溢水PRA評価者の理解を促すため、本ガイドの適用事例を付属書にとりまとめ、プラント応答モデルを用いる内部溢水シナリオの定量化の前作業として重要な内部溢水伝播イベントツリー(FPET)や内部溢水損傷状態(IFDS)の関連付けを明確にした。
概要 (英文)
The Internal-flooding PRA (IF-PRA) helps identify plant vulnerabilities, thereby enabling effective risk management. In addition, evaluating the acceptability of key risk-informed initiatives, such as risk-informed online maintenance, requires the availability of an internal-events PRA that includes an IF-PRA. The Nuclear Risk Research Center (NRRC) published the IF-PRA Guide (IF-PRAG), 2025 Edition, to provide the nuclear power industry in Japan with a consistent methodology and supporting data for preparing an IF-PRA.
The IF-PRAG presents a systematic probabilistic approach and includes examples and lessons learned from practical IF-PRA experience. It also consolidates current best practices based on a comprehensive review of two major U.S. EPRI reports and a publicly available IF-PRA report from U.S. utilities. Additionally, the IF-PRAG incorporates NRRC research findings on specific topics including jet impingement direction, potential door failure due to hydrostatic pressure, and narrative-based HRA methods.
The overall IF-PRA workflow is divided into qualitative and quantitative phases. Specifically, the quantification process highlights the role of the Flood Propagation Event Tree (FPET), which represents the various stages of flood propagation for each flooding source. The FPET also defines Internal Flooding Damage States (IFDS) based on the end states derived from the FPET for each area within the facility.
報告書年度
2025
発行年月
2025/12
報告者
| 担当 | 氏名 | 所属 |
|---|---|---|
主 |
白井 孝治 |
原子力リスク研究センター リスク評価研究チーム |
共 |
鈴木 求 |
原子力リスク研究センター リスク評価研究チーム |
共 |
野々瀬 晃平 |
原子力リスク研究センター リスク評価研究チーム |
共 |
永井 大地 |
原子力リスク研究センター リスク評価研究チーム |
共 |
内田 剛志 |
原子力リスク研究センター リスク評価研究チーム |
キーワード
| 和文 | 英文 |
|---|---|
| 内部ハザード | Internal hazard |
| 内部溢水PRA | Internal Flooding PRA |
| 内部溢水シナリオ | Internal Flooding Scenario |
| 溢水伝播イベントツリー | Flooding Propagation Event Tree |
| 内部溢水損傷状態 | Internal Flooding Damage State |
