TUb 0.027
・ 国内
BWR
プラント運転実績を使用409
炉年（平成11
年3
月迄）・
TUa
：全給水流量喪失・
TUb
：MSIV
閉鎖/
復水器真空度喪失事象手動停止事象 0.32 ・ 国内
BWR
型プラントの運転実績を使用409
炉年（平成11
年3
月迄）外部電源喪失事象 3.9×10-3
・
3
回発生・ 国内プラント運転実績の
764
炉年を使用409
炉年（BWR
）＋355
炉年（PWR
）（平成11
年3
月迄）表
3.4 起因事象頻度に用いる係数
起因事象 係数
過渡事象 1
2 3
外部電源喪失事象 2
3 4
小
LOCA 4 5 6
中
LOCA 4 5 6
大
LOCA 5 6 7
ATWS
事象 78 9
30
日間超 3~30日間3
日間未満機能喪失の継続期間
注
1.
機能喪失の継続期間とは、検査指摘事項等から推定した緩和系統が機能喪失して いた期間である。表
3.5 イベントツリーの緩和系統に用いる係数一覧
項目 大
LOCA
中LOCA
小LOCA
過渡事象 外部電源 喪失事象ATWS
事象起因事象
5 4 4 1 2 7
SRV
再閉失敗- - - 2 - -
給水系 -
- 1 1 - -
高圧系
(HPCS) 2 2 2 2 2 2
高圧系(RCIC)
- - 1 1 1 -
原子炉減圧
- 2 4 3 - -
低圧系
3 3 3 3 - -
復水系
- - 1 1 - -
主蒸気・給復水系
- - - 2 - -
残留熱除去系
3 3 3 3 3 2
格納容器ベント
2 2 2 2 2 -
非常用電源確保
- - - - 3 -
外部電源復旧
(30
分以内) - - - - 1 -
交流電源復旧
(8
時間以内) - - - - 1 -
交流電源復旧
(24
時間以内) - - - - 2 -
再循環ポンプトリップ
- - - 3
反応度制御
- - - 1
表
3.6 係数の設定、アンアベイラビリティの評価値を用いるもの
分岐又は系統 系統数 係数 評価値（/要求時）
高圧炉心スプレイ系
1 2 3.5x10
-2原子炉隔離時冷却系
1 1 4.2 x10
-2 原子炉減圧（自動減圧系）1 2 6.2 x10
-3 低圧炉心スプレイ系 1低圧注水系 3
3 1.3 x10
-3残留熱除去系
2 3 4.3 x10
-4非常用電源 2
3 1.2 x10
-3格納容器ベント 1
2 3.7 x10
-2再循環ポンプトリップ 1 3
6.4 x10
-4表
3.7
分岐又は系統の係数の設定の仕方系統の種類 系統数 係数
電動ポンプを有する系統
1 2
〃
2 3
タービン動ポンプを有する系統 1
1
表
3.8 係数の設定、運転員の手動操作失敗確率を評価して用いるもの
分岐 係数 評価値（/要求時）
原子炉減圧（手動） 3
2.9 x10
-3反応度制御
1 2.7 x10
-1表
3.9
係数の設定、パラメータ等から、比較的、直接的に評価するもの分岐 係数 評価値（
/
要求時）逃がし安全弁の再閉失敗
2 2.8 x10
-2（ 注1） 外部電源復旧(30分以内) 11.1 x10
-1 交流電源の復旧(8時間以内) 1 1.3 x10
-1 交流電源の復旧(24
時間以内) 2 2.3 x10
-2 注1.
逃がし安全弁1
弁又は2
弁の再閉鎖に失敗する確率表
3.10 係数の設定、工学的判断等に基づいて設定しているもの
分岐 係数 評価値（
/
要求時）給水系 1
1.0 x10
-1復水系
1 1.0 x10
-1主蒸気・給復水系
2 1.9 x10
-2図
3.1
検査指摘事項の安全重要度評価の概略の流れ○検査指摘事項 ・保安検査の結果 ・定期検査の結果 ・定期安全管理審査の結果 ○法令報告対象事象 「保安活動分野毎の安全重 要度評価」で対象とする事項 か。 ・ 品質保証に係る事項 ・ 労働災害に係る事項 等 原子力安全への影響が有意 である事項か。 軽微な事項 適用可能な評価手法を用い て、安全重要度を評価する。
安全機能の重要度と影響度合による区分 公衆の被ばく防護への影響度合による区分 従業員の被ばく防護への影響度合による区分 複数の手法を用いて、安全重要度を 評価・区分した事項については、それら の結果を統合する。 検査指摘事項等の安全重要度を決 定する。 （例えば、「高」、「中」又は「低」等）
定量的リスクへの影響度合による区分 はい はい
個々の事項の安全重要度評価 いいえ いいえ （※）
原子力安全や品質保証の観点 から、検査指摘事項に当たらない 事項については予め除外する。
（※） 防災組織、資機材、訓練等の適切性への影 響度合による区分
炉心冷却 格納容器熱除去
大
LOCA
高圧系 低圧系 残留熱除去系 格納容器ベント 終状態0
0 -
0
係数
3 -
5 2
炉心損傷(10)0
0 -
0
2 3 -
2
炉心損傷(12) 3
炉心損傷(10)
ヘディング 系統 系統数 係数
健全時 機能低下時
高圧系 高圧炉心スプレイ系
1 2 0
低圧注水系 3
低圧系 低圧炉心スプレイ系
1 3 0､2
残留熱除去系 －
2 3 0
､2
格納容器ベント －
1 2 0
図
3.2
大LOCA
に対するSDP
用イベントツリー（BWR5
型プラント）炉心冷却 格納容器熱除去 中
LOCA
高圧系 原子炉減圧 低圧系 残留熱除去系 格納容器 ベント
終状態
0
0 -
0
3 -
係数
2
4
炉心損傷(9)
0
0 -
0
0 3 -
2
2
炉心損傷(11)3
炉心損傷(9)2
炉心損傷(8)ヘディング 系統 系統数 係数
健全時 機能低下時
高圧系 高圧炉心スプレイ系 1
2 0
原子炉減圧 自動減圧系 1
2 0
低圧注水系 3
低圧系 低圧炉心スプレイ系
1 3 0、2
残留熱除去系
- 2 3 0
、2
格納容器ベント - 1
2 0
図
3.3 中 LOCA
に対するSDP
用イベントツリー（BWR5型プラント）炉心冷却 格納容器熱除去 小
LOCA
給水系 高圧系 原子炉減圧 低圧系 残留熱 除去系
格納容器 ベント
終状態
0
0 -
0
3 -
2
係数 炉心損傷
(9)
4 0
0 -
0
3 -
2
炉心損傷(10)0
1 0 -
0
0 3 -
2
3
炉心損傷(13)
4
炉心損傷(12)4
炉心損傷(12)
ヘディング 系統 系統数 係数
通常時 機能低下時
給水系
- 1 1 0
高圧炉心スプレイ系
1 2 0
高圧系 原子炉隔離時冷却系 1
1 0
自動減圧系 1 原子炉減圧
原子炉減圧操作
- 4 0
､2
､3
低圧注水系
3
低圧炉心スプレイ系
1 3 0
､2
低圧系
復水系
1 1 0
残留熱除去系
- 2 3 0
､2
格納容器ベント - 1
2 0
図
3.4
小LOCA
に対するSDP
用イベントツリー（BWR5
型プラント）炉心冷却 格納容器熱除去 過渡
事象