報告書番号

NR25010

タイトル（和文）

レベル1・レベル2の一貫した津波PRAに関する評価技術の開発

タイトル（英文）

Development of evaluation technology for conducting integrated tsunami PRA from level 1 through level 2

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

背　　景
電気事業者が実施する原子力発電所の安全性向上評価における津波PRAでは、原子炉建屋内への浸水が生じた場合には炉心損傷を仮定する保守的な評価がなされている。安全対策を具体化するための洞察を得るためには、保守的な仮定を可能な限り取り除いた津波リスクを定量化し得る一貫した津波PRA（レベル１：炉心損傷頻度評価からレベル2：格納容器機能喪失頻度及びソースターム評価まで）の評価技術の確立が重要である。
目　　的
モデルプラントに係るサイト・プラント情報に基づきレベル1からレベル2までの一貫した津波PRAの評価技術を開発する。また、評価技術の幅広い活用を図るため、一般化した評価手法を示すと共にPRAの実施によりモデルの作成方法や定量化例等を示す。
主な成果
1. レベル1・レベル2の一貫した津波PRAに関する評価技術の開発
日本原子力学会標準に基づき津波PRAの詳細な評価を実施するための課題を同定し、既往手法の高度化や新たな手法開発により評価技術を開発した。個々の評価技術適用の必要性は、リスク情報の活用の用途に応じたものとなる。以下に主な成果を示す。
・確率論的津波ハザード評価の結果を忠実に反映した津波入力条件作成手法
・浸水・波力・漂流物影響を考慮した屋外構築物・機器フラジリティ評価手法
・建屋内浸水を考慮した屋内機器フラジリティ評価手法
・詳細な定性分析に基づくHRAの適用による津波時人的過誤事象評価手法
・津波による原子炉建屋内浸水時の時間経過を踏まえた成功基準解析手法
・建屋内浸水時のプラント挙動評価のための熱的・化学的影響評価手法
・津波による原子炉建屋内浸水を考慮したソースターム評価手法
2. モデルプラントにおけるレベル1からレベル2までの一貫した津波PRAの実施
複数の敷地内及び建屋内経路、並びに津波事象に係る不確実さ伝播を考慮し、レベル1からレベル2までの一貫した津波PRAモデルを構築し、定量化を実施した。レベル1PRAで得られる評価結果では、津波シナリオ発生に対する条件付き炉心損傷確率は、原子炉建屋の止水対策高さ（津波高さ区分Bin#08）までは低く抑えられ、津波防護対策がリスクプロファイルに反映されていることが確認できる。また、レベル2PRAで得られるリスクプロファイルの例では、格納容器機能喪失モード別のセシウムの環境への放出割合と格納容器機能喪失頻度の関係が示されている。レベル2までの津波PRAを実施することにより、事象進展を踏まえたシビアアクシデント対策の優先順位や対策の判断に資する有用な情報が得られる。

概要 （英文）

This report presents the study outcomes of a commissioned project by Agency for Natural Resources and Energy, conducted from FY2017 to FY2020, in which NRRC of CRIEPI collaborated with operators, plant vendors, and constructors. This project developed an evaluation technology for integrated tsunami PRA from level 1 through level 2. This approach provides more effective insight into plant risks than conventional methods based on representative tsunami input waves, as it accounts for uncertainty in site and building inundation behavior under multiple tsunami inputs derived from tsunami hazard assessment results. In addition, risk profiles for core damage frequency (CDF), containment failure frequency (CFF), and the source term (release of radioactive materials), which represent the accident scenarios corresponding to different tsunami heights, can be obtained through human reliability analysis during tsunami events and accident propagation analysis that incorporates plant response due to tsunami impacts. This report also aims to compile the methods developed in this study and to promote their incorporation into the standards of the Atomic Energy Society of Japan (AESJ), while also making them publicly available for practical implementation.

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