今後の検討方向等について

プラント毎の総合評価に必要な安全実績指標(PI)及び安全重要度評価

(SDP)について、出力運転

時内的事象を対象に、評価すべき対象範囲の設定、手法の検討を行い、検査指摘事項等の安全重 要度の試算を行った。

引続き、以下の項目について必要な検討を実施する予定である。

①検査指摘事項等を安全重要度評価(SDP)として評価するか否かの軽微な事項の判定基準の設 定。

②検査指摘事項等の安全重要度を区分する判定基準の設定。

③過去の事例を用いた出力運転時内的事象を対象とした手法、判定基準等の妥当性の検証。

④停止時内的事象、火災・溢水等の外的事象への安全重要度評価(SDP)の展開の必要性及び対 応手法等の検討。

参 考 文 献

（1-1）原子力安全・保安院、「原子力発電施設に対する検査制度の改善について」、平成

18

年

9

月

7

日

（2-1）IAEA、 “Defence in Depth in Nuclear Safety,” INSAG-10、 1996

（2-2）原子力安全委員会安全目標専門部会、「発電用軽水型原子力施設の性能目標について-安全 目標に対応する性能目標について-」、第

23

回原子力安全委員会資料第

1-1

号、平成

18

年４月

6

日

（2-3）（財）原子力発電技術機構、「BWRプラントのレベル

1PSA

に関する報告書=AM策を反 映したレベル

1PSA

（BWR5型プラント）=」、INS/M00-09、平成

13

年

3

月

（3-1） 原子力安全・保安院、「実用発電用原子炉保安検査実施要領」、平成

17

年

10

月

31

日、

原院第

6

号、平成

17

年

11

月

（3-2） (財)原子力発電技術機構、「平成

15

年度原子力発電検査基盤整備に関する報告書＝原子 炉施設の検査に対する確率論的安全評価の活用＝」、INS/M03-33、平成

15

年

9

月

（3-3） (独)原子力安全基盤機構、「平成

15

年度原子炉施設の検査に対する確率論的安全評価の 活用に関する報告書」、JNES/SAE03-051、平成

16

年

10

月

（3-4）USNRC, “Determining the Significance of Reactor Inspection Findings for At-Power

Situations”, IMC 0609 App.A, November 2005

（4-1）（有）日本原子力技術協会

,「原子力施設情報公開ライブラリー」,http://www.nucia.jp/.

（4-2）（独）原子力安全基盤機構、「原子力施設運転管理年報」

略語一覧

AC Alternative Current

交流電源

AOT Allowed Outage Time

許容待機除外時間

ATWS Anticipated Transients without Scram スクラム不作動を伴う過渡事象

BWR Boiling Water Reactor

沸騰水型原子炉

CCDP Conditional Core Damage Probability

条件付炉心損傷確率

CCWS Component Cooling Water System

原子炉補機冷却系

CDF Core Damage Frequency

炉心損傷頻度

CS Core Spray System

炉心スプレイ系

DC Direct Current

直流電源

DG Diesel Generator

ディーゼル発電機

HPCI High Pressure Coolant Injection

高圧注水系

HPCS High Pressure Core Spray System

高圧炉心スプレイ系

HPCSS High Pressure Core Spray Seawater System

高圧炉心スプレイ冷却海水系

IAEA International Atomic Energy Agency

国際原子力機関

LOCA Loss of Coolant Accident

冷却材喪失事故

LPCI Low Pressure Coolant Injection System

低圧注水系

NRC Nuclear Regulatory Commission

（米国）原子炉規制委員会

NUCIA Nuclear Information Archives

原子力情報公開ライブラリー

PCS Power Conversion System

主蒸気・給復水系

PI Performance Indicator

安全実績指標

PSA Probabilistic Safety Assessment

確率論的安全評価

PWR Pressurized Water Reactor

加圧水型原子炉

RAW Risk Achievement Worth

リスク増加重要度

RCIC Reactor Core Isolation Cooling System

原子炉隔離時冷却系

RHR Residual Heat Removal System

残留熱除去系

RHRS Residual Heat Removal Seawater System

残留熱除去海水系

ROP Reactor Oversight Process

原子炉監督プロセス

RWST Refueling Water Storage Tank

燃料取替用水タンク

SDP Significance Determination Process

安全重要度評価

SGTR Steam Generator Tube Rupture

蒸気発生器伝熱管破損

ドキュメント内 新検査制度に係る安全実績指標及び検査指摘事項の安全重要度評価手法の検討に関する報告書 (ページ 87-91)