Ｂ．原子力施設又は原子炉施 設の安全性に関する解析及 び評価に係る業務 Ｂ．原子力施設又は原子炉施 設の安全性に関する解析及 び評価に係る業務 Ｂ．原子力施設又は原子炉施設の 安全性に関する解析及び評価に 係る業務 Ｂ．原子力施設又は原子炉施設の安全性に関する解析及び 評価に係る業務 原子力施設又は原子炉施 設（以下、原子炉施設等とい う。）の許認可に係る安全審 査においては、当該施設の設 計の妥当性を評価するため、 異常な過渡変化や事故事象 が発生した場合にも外部に 影響を与えることがないか、 確認するための安全解析を 行うが、事業者が行う安全解 析とは別の解析コード（プロ グラム）等を用いて、安全解 析を行うことにより、事業者 が行った安全解析の妥当性 を確認すること、すなわち、 クロスチェックを行うこと が必要である。機構は、国が 安全審査を行う際、適切なク ロスチェックのための安全 解析を行うとともに、安全審 査を行うことが予想される 施設のクロスチェックのた めの安全解析を行うために 必要となる解析コード及び 評価手法の開発整備を行う。 また、許認可における審査 とは別に、事業者が安全性の 一層の向上のために行う定 期安全レビューや確率論的 安全評価（PSA）、アクシデ ントマネージメント等の安 全評価を機構も独自に評価 するとともに、現実に発生し た各種トラブル等について も、現象の解析、評価を行い、 その安全性の確認を行うこ とが求められる。 Ｂ１．原子炉施設等の安全性 に関する解析及び評価（電源 Ｂ１．原子炉施設等の安全性 に関する解析及び評価（電源 Ｂ１．原子炉施設等の安全性に関 する解析及び評価（電源立地勘定 Ｂ１．原子炉施設等の安全性に関する解析及び評価（電源 立地勘定業務）
立地勘定業務） 立地勘定業務） 業務） (１)事業者の自主保安活動 等に関する安全性評価 定期安全レビュー、 PSA、アクシデントマネー ジメント等安全性向上の ため事業者が自主保安活 動の一環として行う原子 炉施設等に関する安全性 評価について、その妥当性 を検証するため、必要な解 析コード及び評価手法の 開発又は改良を行うとと もに、整備されたコードを 用い当該施設の安全性に ついて解析評価等を行う。 (１)事業者の自主保安活動 等に関する安全性評価 ①定期安全レビューに係 る評価業務 原子炉施設に関して下 記の事項について最新 の技術的知見を基に必 要な解析等を行い、得ら れた結果を基に、原子力 安全規制当局が定期安 全レビュー等における 該当施設の安全性に関 する評価を行う際の情 報を提供する。 a)運転実績・運転経験 （機器の経年化や設 備の健全性及び信頼 性の維持向上対策 等）・事故故障時の対 応・最新の技術的知見 や事故故障経験等の 反映状況等の妥当性 を、電気事業者とは独 立に、電気事業者から の報告及び現地調査 等により確認する。 b)電気事業者とは独立 にプラント固有の運 転経験を反映した PSA を行い、電気事 業者によるPSA の手 法及び評価結果の妥 当性を確認する。 c)経年化レビュー なお、本中期目標期 間中のPSR 対象原子 炉施設は、20 施設程 度である。 また、原子力施設に (１)事業者の自主保安活動等に 関する安全性評価 ①定期安全レビュー（PSR） に係る評価業務 a)原子炉施設 （平成16 年度スタート） b)原子力施設 （平成16 年度スタート） (１)事業者の自主保安活動等に関する安全性評価 ①定期安全レビュー（PSR）に係る評価業務 a)原子炉施設 （平成16 年度スタート） b)原子力施設 （平成16 年度スタート） − − − − − 平成16 年度以降スタート
関して、下記の事項 について最新の技術 的知見を基に解析等 を行い、原子力安 全・保安院が妥当性 を判断するための材 料を提供する。 a)運転経験の包絡的な 評価 b)最新の技術的知見の 反映状況の把握 c)施設の特性に応じた PSA 及び高経年化に 関する技術評価に基 づく対策の措置状況 の把握 d)上記 a)∼c)の評価、把 握結果を踏まえた必 要な対策の立案 ②アクシデントマネージ メント（AM）のレビュ ーに係る評価業務 機構は、原子炉施設の シビアアクシデントの 発生防止、拡大防止及び 環境への影響緩和の各 段階において事業者の 整備したＡＭ策につい て、最新の技術的知見や 安全解析コードを基に 解析等を行い、その有効 性（リスク低減効果）の 評価を行う ②アクシデントマネジメント （AM）のレビューに係る 評価業務 a)規制側が行う新設炉の AM レビューについて、 炉心損傷頻度や格納容器 破損頻度の判断の根拠に なる基礎データの提供や 分析等の支援を行う。 ②アクシデントマネジメント（AM）のレビューに係る 評価業務 a)東通 1 号炉(BWR5 Mark-I)のＡＭの有効性評価を 行いＢＷＲ５（Mark-II）の代表炉の違いの分析を 行った。具体的には、東通1 号炉の AM 効果が大き いのは補機冷却系が通常運転であること及び格納 容器がMark-I 型で代表炉よりも耐圧が大きいので 耐圧強化ベント操作までの時間余裕が大きいこと などを定量的に求めた。 A A A A B Ｂ A Ａ A Ａ ・東通1 号炉（BWR5 Mark-I）のＡＭ効果が BWR5 代表炉（Mark-II）より大きいのは、補 機冷却系が通常運転であること、格納容器が Mark-I 型で耐圧強化ベント操作までの時間余 裕が大きいなどであることを定量的に明らかに した。 ・この成果は、保安院防災課の「ＡＭの有効性」 レビューに関する基本的情報として活用される とともに、原子力安全委員会へのAM レビュー 報告の根拠として活用された。 ・以上のように、中期目標の達成に向け業務が 十分に進展していると評価し、Ａとした。
③「安全目標」に係る評価 業務 機構は、国内の原子炉 施設のリスク評価を実 施し、国が制定する「安 全目標」との適合性を確 認し、リスク情報を活用 した審査基準の導入に 備える。 ③「安全目標」に係る評価業務 a)安全目標として設定され ることが予想される個人 リスク10-6/年に相当する 早期大量放出頻度及び炉 心損傷頻度を算出する。 b)BWR5 及びドライ型 4 ル ープPWR について、既 存の検討結果も活用し内 的事象及び外的事象全て を含めた炉心損傷頻度の 値を試算し、上記の安全 目標相当値との比較を行 う。 ③「安全目標」に係る評価業務 a)個人リスクの寄与の大きい地震による PSA 結果に 基づき、安全目標の個人リスク10-6／年に相当する 大量放出頻度及び炉心損傷頻度は、一基当り10-5 ／年相当と試算した。 b)BWR5 及びドライ型 4 ループ PWR の内的事象及び 地震PSA の結果を分析し、地震時の炉心損傷頻度 が全炉心損傷頻度を支配することが分かった。 地震時の格納容器健全性については、BWR-4 MarkⅠ型原子炉施設を対象にして解析した結果、 早期格納容器破損頻度は約2 割強を占めることが 分かった。また、発生頻度は小さいが地震により格 納容器損傷が直接生じた場合の事故進展解析を実 施し、放射性物質が環境放出されるタイミングが早 まり、環境放出量が増加するなどの厳しい場合が多 いことを確認した。 また、PWR の地震時の炉心損傷頻度に影響の大 きい原子炉自動停止失敗事象において、炉心損傷防 止の観点からの制御棒挿入遅れ等に関する感度解 析をRELAP5 コードにより実施した。2 ループ PWR を対象として「外部電源喪失」事象を想定し た解析を実施し、原子炉の自動停止に失敗した場合 でも、制御棒を1 分以内に挿入できれば、原子炉圧 力や燃料温度の異常な上昇による炉心損傷の発生 がないことを確認した。さらに、ドライ型4 ループ PWR 及び 2 ループ PWR の「主蒸気管破断」を想 定した場合の解析を実施し、外部電源喪失を想定し た場合と同様の結論を得た。 B Ｂ Ｂ A A A B Ｂ Ｂ A Ａ Ａ B Ｂ Ｂ ・我が国の代表的BWR 及び PWR を対象とし て、出力運転時の内的事象に加え地震事象に対 するレベル3PSA を実施して、原子力安全委員 会が平成15 年 9 月に公表した安全目標（案）の 敷地境界近傍の公衆の個人リスクが10-6／年に 相当する放射性物質の大量放出頻度及び炉心損 傷頻度（原子力安全委員会が今後検討課題とし ている性能目標）は、１基当たり10-5／年相当 であることを試計算するなど、大きな成果をあ げているが、地震時の避難や複数基立地など、 最終的な成果の活用までには今後解決すべき課 題が多くあるので、評価はB とした。
c)レベル 3PSA の検討 安全目標との適合性を 確認し、リスク情報を活 用した審査基準の導入に 備えるために、以下の検 討を実施する。 ｲ)定格出力時外的事象 （地震）レベル3PSA の検討 4 ループ PWR ドラ イ型格納容器プラント 及びBWR-5 Mark-Ⅱ 改プラントについて、 主要な事故シーケンス のソースタームを用い て、定格出力時外的事 象（地震）に着目した リスク評価を実施し、 地震時の健康影響リス クの特徴をまとめる。 ﾛ)定格出力時内的事象レ ベル3PSA の検討 4 ループ PWR ドラ イ型格納容器プラント 及び国内四つのBWR プラントについて、ソ ースターム、発生頻度 を用いて、定格出力時 内的事象に着目したリ スク評価を実施し、内 的事象の健康影響リス クの特徴をまとめる。 c)レベル 3PSA の検討 ｲ)定格出力時外的事象（地震）レベル 3PSA の検討 安全目標との適合性の確認及び性能目標の検 討のために、ドライ型4 ループ PWR 及び BWR-5 Mark-Ⅱ改の地震による格納容器破損事象を対 象にレベル3PSA を実施した。解析の結果、複数 基立地、避難といったパラメータが発電所周辺の 個人に及ぼすリスクの増減割合を把握し、地震時 の健康影響リスクの特徴をまとめた。複数基立地 に伴うソースタームの増加については、条件付平 均個人リスクは放出量に比例せず放出量が増し てもリスクは飽和することを確認した。避難につ いては、敷地境界近辺における条件付平均個人リ スクが約1 桁低減することを確認した。ただし、 地震時の避難については避難開始時間、避難速度 等、今後広範な検討が必要である。 ﾛ) 定格出力時内的事象レベル 3PSA の検討 ⅰ) 安全目標との適合性の確認及び性能目標の 検討のために、国内四つのPWR 及び BWR における定格出力時の主な内的事象を対象 にレベル3PSA を実施し、気象条件、人口分 布、避難準備時間、放出高さ等といったパラ メータが発電所周辺の個人に及ぼすリスク の増減割合を把握し、定格出力時内的事象の 健康影響リスクの特徴をまとめた。健康影響 リスクは、サイトによる気象条件及び人口分 布の違いにより1 桁程度ばらつくことを確 認した。避難準備時間を標準の2.5 時間から 10 時間にすると地表沈着核種からの線量が 増加し敷地境界近辺の条件付平均個人リス クが2 倍程度増加することを確認した。放出 高さについてはサイト中心から10km 地点 までの範囲では、原子炉建屋高さからの放出 に比べ、地上放出の方が若干大きくなること を確認した。 B B A A B B Ａ Ａ B B
④耐震設計審査指針改訂 等に伴う安全性評価業 務 機構は、原子力安全委 員会における耐震設計 審査指針の改訂に対応 して、改訂された新指針 を踏まえた各種の調 査・検討等を行う。 ⑤原子炉施設等の安全性 評価業務 原子炉施設等の安全 性を評価するために、各 種過渡・事故事象、被ば く評価、構造及び耐震評 価等のうち、安全上重要 な事象を選定し、安全解 析コードを使用した安 全解析等を行うことに よって安全性が確保さ れていることを実証し、 安全規制の妥当性を示 すとともに、解析の結果 を原子力安全・保安院が 行う安全審査等の際の 技術データとして提供 する。 ﾊ)停止時内的事象レベル 3PSA の検討（PWR プ ラント） （平成16 年度以降ス タート） ④耐震設計審査指針改訂等に 係る評価業務 （平成16 年度以降スター ト） ⑤原子炉施設等の安全性評価 業務 a)今後申請が予定されてい る改良型加圧水型軽水炉 (APWR)において、金属 製中性子反射体の採用等 設計の特徴を考慮し反射 体の冷却性評価等を行う とともに、安全上重要と 考えられる、過渡・事故 事象等に着目した安全解 析を行い、安全規制当局 が行う安全審査の技術デ ータとする。 ﾊ)停止時内的事象レベル 3PSA の検討（PWR プラ ント） （平成16 年度以降スタート） ④耐震設計審査指針改訂等に係る評価業務 （平成16 年度以降スタート） ⑤原子炉施設等の安全性評価業務 a) 改良型加圧水型原子炉（APWR）の審査に備え、 概略データを用いて以下の検討を実施した。 ｲ)APWR で新たに採用される金属製中性子反射体 の冷却性評価として、u-FLOW/INS コードを用 いて計算を行い ⅰ)金属製中性子反射体背面流体領域の計算格子 幅の影響を評価した。 ⅱ)実験相関式との比較により u-FLOW/INS コ ードが自然循環解析に適用できることを確認 した。 ﾛ)APWR で新たに採用されたシステムに関連する 事象（「2 次系の異常な減圧」等）に着目し、 RELAP5/MOD2 コードによる過渡解析を実施 し、主要パラメータの挙動が既設プラントの場合 B Ｂ Ｂ B Ｂ Ｂ B Ｂ Ｂ A Ａ Ｂ B Ｂ Ｂ ・新しい形式であるAPWR の安全上の特徴を踏 まえて、金属製中性子反射体の冷却性や高機能 蓄圧器のLOCA 時性能などに着目した予備解析 を実施し、既整備コードの適用性を確認してク ロスチェック解析に備えた。 ・ABWR の残留熱除去系配管の構造健全性を確 認する、六ヶ所再処理施設の使用済燃料を用い た試験運転時の大気及び海洋経由の平常時被ば くが申請書記載の通常運転時の線量を十分下回 っていることを確認するなどの成果を上げてい る。 ・しかしながら、APWR のクロスチェック解析 は平成16 年度に開始されるので、評価は B と した。
⑥原子炉施設関連データ ベースの整備 原子炉設置（変更）許 可申請書関係資料、工事 b)ABWR 原子炉施設の配 管に関する構造強度実証 解析を配管系解析コード により実施する。 c)六ヶ所再処理施設を対象 として、使用済み燃料を 用いた試験運転計画を想 定した大気及び海洋経由 の平常時被ばく評価を実 施し線量を定量的に把握 する。また、最近の海外 再処理施設等の事故・ト ラブル情報の調査・分析 を行い、実証解析のモデ ル化及び解析条件への反 映という観点から調査・ 分析結果を取りまとめ る。 ⑥原子炉施設関連データベー スの整備 と大きく相違しないことを確認した。 ﾊ)TRAC-P コードによる APWR 大破断冷却材喪失 事故（LOCA）解析時の多次元流動の要因分析及 び数値的流体振動の炉心冷却への影響分析に係 る感度解析、TRAC-PF1 コードに微視的再冠水 モデルを適用したREFLA/TRAC コードによる APWR の LOCA 解析の予備解析を実施した。 b)ABWR プラントの系統構成のうち、原子炉の停止 に必要な冷却系の残留熱除去系第一種管及び第三 種管を対象として、詳細データを用いて配管系解析 コードSANPIP によって構造解析･耐震解析を実施 すると共に､発電用原子力設備の構造等の技術基準 告示501 号及び JEAG4601 に従った応力評価及び 疲れ評価を行い、当該配管系の構造強度健全性を確 認した。 c) 六ヶ所再処理施設を対象として、使用済み燃料を 用いた試験運転計画を想定した大気及び海洋経由 の平常時被ばく評価を実施し、試験に用いられる使 用済燃料の仕様やオフガス処理系の性能と被ばく 線量との関係を解析した。この結果、燃料諸元の変 動（正規分布で±2σ範囲）、除染係数の変動（±2 桁 程度）が同時にあるとしても、一般公衆の実効線量 及び皮膚の等価線量はいずれも中央推定値の高々 ±50%程度の変動であった。想定した試験運転時の 線量の変動範囲は、いずれも申請書記載の通常運転 時の線量を十分下回っている結果が得られた。ま た、最近の海外再処理施設等における事故・トラブ ル情報に関し、再処理施設における臨界事故やウラ ン・プルトニウム混合酸化物（MOX）加工施設に おける事故・トラブルを中心に、その発生経過、原 因等を体系的に調査・整理・分析した。この結果、 再処理施設における臨界事故は人為ミスによる非 安全形状容器への核燃料物質の移送に起因して発 生した事例が多いこと、MOX 燃料加工施設におけ る事故・トラブルは装置類の故障等による燃料物質 の飛散等の事例が多いことが明らかになった。 ⑥原子炉施設関連データベースの整備 Ｂ Ｂ B B Ｂ Ｂ B A Ｂ Ｂ B B Ｂ Ｂ Ａ B Ｂ Ｂ B A ・原子炉施設関連データベースの整備を進め、 検査業務などの機構の他部署での活用、また規 制当局での活用の拡大など、当初計画を上廻る 成果の活用があったが、総合的には中期目標達
計画認可申請書関係資 料等についてデータベ ース化し、同データの散 逸を防止するとともに、 原子力安全・保安院にお ける安全審査業務の支 援及び安全解析業務の 効率的実施に役立てる ため、各種データの保守 及びプラント間でのデ ータ検索機能等の整備 を進める。本システム は、原子力安全・保安院 からアクセスが可能な システムとして整備す る。 (２)解析コード及び評価手 法の開発又は改良 ①解析コードの開発・改良 機構は、原子炉施設等 の安全性等の評価に使 用する安全解析コード a)原子炉設置（変更）許可 申請資料等をPDF ファ イル化し電子化データベ ースシステムへ登録す る。 b)原子炉設置許可申請書完 本より主要パラメータを 抽出し、プラントごとに 横並びに比較可能な指標 データベースを整備す る。 c)工事計画認可申請書の利 用高度化 BWR 型 10 プラントにつ いて、建設時の工認申請 書添付資料、添付図面や 変更申請等に関し横通し 検索が可能なように検索 ツリーの作成等を行い、 「工認情報検索システ ム」のデータ拡充を図る。 (２)解析コード及び評価手法の 開発又は改良 ①解析コードの開発・改良 a)最新の原子炉設置（変更）許可申請書完本等(約 3 万ページ)を PDF ファイル化し安全審査関係データ ベースへ登録した。また、データベース内の整合性 を確保することを目的としたデータベース構造の 調整、登録データ管理の強化を目的とした保守管理 システムの改善等、電子ファイリングシステムの改 良を行い、システムの操作性を更に向上させた。 b)原子炉設置（変更）許可申請書完本より主要パラメ ータを抽出し、プラントごとに横並びに比較可能な 指標データベースを整備した。申請書完本に対して データ更新が遅れているPWR の 9 プラント分の添 付書類八章∼添付書類十章までの指標データの更 新を行い、常に最新情報を利用できるように整備し た。また、PWR の 9 プラント、BWR の 8 プラン ト（計17 プラント）分の本文の指標データを登録 し、指標データベースで扱う範囲を添付書類八章∼ 添付書類十章のみならず、本文にも広げた。その他、 指標データベースへの登録更新方法の検討を行い、 平成16 年度から登録作業が効率的に行えるように した。 c)BWR の 31 プラント、PWR の 11 プラントについ て建設時の工認申請書添付資料、添付図面や変更申 請等に関し各プラントの比較検索が可能なように 検索ツリーの作成等を行い、「工認情報検索システ ム」のデータ拡充を図り、情報の検索できることを 確認した。従来、我が国の全プラントの1 割程度し か横通しによる比較に利用できなかったが、本シス テムの構築により、約80％まで拡大することが可 能となり資料検索の時間が約1／2 以下となると共 に、検索精度が大幅に向上することを確認した。 (２)解析コード及び評価手法の開発又は改良 ①解析コードの開発・改良 Ｂ B Ｂ A A Ａ A B Ｂ Ｂ Ｂ B Ｂ Ｂ Ｂ A Ａ Ｂ Ｂ A 成に向け概ね適切に事業が進められていると評 価し、Ｂとした。 ・検査業務などの機構の他部署での活用、また 規制当局での活用の拡大など、当初計画を上廻 る成果の活用があった ・規制当局にデモ等を行い、本システムの周知 をはかり、当初計画した以上の成果活用の拡大 の道を拓くことができた。 ・規制当局（保安院検査課）の要請により、三次 元動特性解析コードSKETCH-INS 等を用いて、 事業者のコードを用いた動的測定法を検討し、妥 当であるとの結論を得るとともに、制御棒価値検
について、多次元化や高 速化等解析評価技術に おける新しい知見等を 取り入れ、試験解析やベ ンチマーク解析等によ りその精度の向上及び 解析機能の拡充を図る。 また、安全解析コードの 入出力機能等を整備し、 解析の迅速な対応を可 能とする。 安全解析コードの整 備においては、機構が所 有する安全解析コード の改良及び機能拡充の 他に、必要に応じて、他 の機関が開発した安全 解析コードの導入又は 新たな安全解析コード の開発を含めて効率的 に行う。また、安全解析 コードの整備に必要な 技術データ等は、独自の 試験又は国際共同試験 への参加等を通して入 手する。 a)高燃焼度燃料や MOX 燃 料炉心の安全解析の初期 条件として重要な炉心特 性等を評価する核特性解 析コードの精度向上のた めに、核データライブラ リーを最新のものに置換 する。 b)整備した核特性及び三次 元動特性解析コードを PWR プラントの動的制 御棒価値評価に適用し、 申請者の評価手法を確認 する。
a)核特性解析コード CASMO-4 の ENDF／B-Ⅳベー
スの専用ライブラリを、断面積処理コードNJOY を用いて、最新のライブラリであるJENDL-3.3 に 置換した。平成15 年度は、NJOY コードの入力オ プションの検討、主要核種の70 群断面積の作成を 行い、MOX 燃料集合体体系を対象としたベンチマ ーク解析を行った。CASMO 専用ライブラリを用い たMOX 燃料集合体の解析結果は、他コード及び他 ライブラリを使用した結果と比較し無限増倍率を 過小評価していたが、ライブラリの変更により実効 増倍率の解析精度が向上する結果が得られた。 b)三次元動特性解析コード SKETCH-INS を用いてベ ンチマーク解析による解析コードの検証を行い、国 内実機プラントを対象として動的測定法による制 御棒価値評価を行って、その妥当性をボロン希釈に よる従来測定法による評価結果と比較・検討すると ともに、結果を申請者コードSIMULATE による結 果と比較・検討し、申請者コードによる評価の妥当 性を確認した。 A Ａ Ｂ Ａ Ｂ Ｂ Ａ Ａ Ａ Ａ 査結果の妥当性評価に必要な解析コードのデー タを抽出して、規制当局に報告した。規制当局は、 機構の結論を最終的判断の根拠とするとともに、 検査時に、それらのデータ提出要請を検討 することとした。 ・工事計画認可申請書に係る審査のための解析支 援システムを用いて、当初計画にない保安院の緊 急要請に応じて、事業者のシュラウド補修計画を 短期間で詳細にレビューし、その計画の妥当性を 確認し、規制当局（保安院審査課）の判断の根拠 として活用された。 ・以上のように、一部の業務で、著しく良好な成 果を得ており、当該業務の他の業務においても、 核特性解析コードのライブラリ更新による精度 向上、サブチャンネルコードの熱的余裕予測精度 改善、地震動作成・地盤伝播解析コードの鉛直動 群遅れ位相特性評価機能追加などが所期の成果 を上げていると評価し、Ａとした。 ・原子力安全・保安院検査課の要請により実施し た。動的測定法による制御棒価値検査時に規制当 局が必要とする解析コードの具体的入力データ 等を明確にした。 ・機構のコード等を用いて、事業者のコードを用 いた動敵測定法の妥当性を検討し、外部専門家も 納得する結論を得た。 ・本作業での検討結果に基づき、検査課は動的測 定法に適用するコードの妥当性を確認した。ま た、検査課は制御棒価値検査時に、規制当局のレ ビューに必要な解析コードの入力データを提出 させることを検討することとした。
c)集合体内部を多チャンネ ルで解析し、申請者とは 異なる手法でBWR の沸 騰遷移や熱的余裕を評価 可能とする機構論的解析 コードの実機解析への適 用性を評価する。 d)保守的評価になりがちな 原子炉安全の問題をより 現実的に評価するため、 現実に発生したトラブル 事象やトラブルにつなが る事象の解析評価に有用 と考えられる数値流体力 学手法（CFD）の事故解 析適用性検討のための OECD/NEA タスクグル ープに参画し、成果を報 告書まとめる。 e)今後新たに策定する必要 性が出てくる可能性が高 い基準・規格に幅広く関 係する指標として最も重 要な安全余裕評価のガイ ドライン作成や評価手法 の開発に向けたOECD ／NEA のタスクグルー プ活動に参画し、成果を まとめる。 f)工事計画認可申請書に係 る審査のための解析評価 を迅速化するために整備 している機器応力解析評 価支援システムに関し応 力評価用データ等の入力 データ作成支援機能を追 加する。 c)サブチャンネルコード TCAPE-INS/B を用いて、集 合体内部を多チャンネルで解析し、申請者とは異な る手法でＢＷR の沸騰遷移や熱的余裕を評価可能 とする機構論的解析手法を検討した。定常状態、過 渡状態における熱的余裕の予測精度を改善し、実機 解析への適用性を評価した。さらに、国際ベンチマ ークBFBT の予備解析と予測精度の改善、及び、 解析コードの入出力処理機能の改良整備を実施し た。 d)数値流体力学手法（CFD）の事故解析への適用性を 検討するためにOECD/NEA のタスクグループ活 動に参画した。その活動を踏まえ、これまで保守的 評価になりがちな原子炉安全の問題で重要な役割 を演じている二相流熱流動現象を現実的に評価す るためにCFD コードによる二相流熱流動解析手法 の整備を開始した。今年度は、VESUVIUS、 ACE-3D、CHAMPAGNE、FLUENT の 4 つのコ ードで水プール内への蒸気噴流に関する実験解析 を実施し、4 つのコード間の優劣を確認した。 e)今後新たに策定する必要性が出てくる可能性が高 い基準・規格に幅広く関係する指標として最も重要 な安全余裕評価のガイドライン作成や評価手法の 開発に向けたOECD/NEA のタスクグループ活動 に参画し、安全余裕の定義や、安全余裕のプラント 定格出力上昇への影響等、今後の許認可活動への影 響を整理した。また、米国や欧州におけるプラント 定格出力上昇の動向と規制の対応状況について整 理した。 f)工事計画認可申請書に係る審査のための解析評価を 迅速化するために以下を実施した。 ｲ)機器応力解析評価支援システムにおける応力評 価用データ作成支援機能を整備した。また、BWR 及びPWR の原子炉圧力容器の主要な機器を対象 として、工事計画認可申請書を調査し必要なパラ メータを整理した上で、上記システム用のデータ ベースを作成した。さらに、BWR-5 の炉心シュ Ｂ Ｂ Ｂ A Ｂ Ｂ Ｂ B Ｂ Ｂ Ｂ A Ｂ Ｂ Ｂ A Ｂ Ｂ Ｂ A ・規制当局の要請を受けて、支援システムの活用 例として、当初計画にない事業者のシュラウド補 修計画の妥当性評価を短期間で実施した。 ・事業者のシュラウド補修計画を詳細にレビュー し、その妥当性を確認した。 成果は、原子力安全・保安院審査課の判断の根
②PSA 手法の整備に係る 業務（原子炉施設） g)地震学等の最新知見を耐 震安全解析コードの機能 改良に取り入れると共 に、津波解析用の海底地 形データ等解析用データ を整備する。 ②PSA 手法の整備に係る業務 （原子炉施設） ラウドを対象として、データベースを作成し、応 力解析・応力評価を実施して、発電用原子力設備 の構造等の技術基準告示第501 号に照らして構 造強度上の健全性を確認した。 ﾛ)配管構造解析コード SANPIP における応力評価 及び疲れ評価モデルを対象として、ティーの部材 座標系を告示501 号で定義される座標系に変換 する改良を行った。 g)地震動作成・地盤伝播解析コード SANWAV に、鉛 直動群遅延位相特性に関する機能を追加すると共 に、水平動群遅延位相特性の違いの建屋非線形応答 への影響が顕著であることを把握した。断層モデル による地震動作成コードSANFALT に、断層パラ メータ修正レシピに基づく震源パラメータの設定、 乱数位相特性等の機能を追加し検証解析を行い妥 当性を確認した。活断層に関する物理探査データを 用いて、横ずれ・縦ずれ断層の物理探査による検知 の可能性、これらから発生する地震の規模及び深さ と検知精度の関係について分析した。その結果、横 ずれ断層の検知は極めて難しいものの、縦ずれ断層 の検知は比較的可能なことと、縦ずれ断層の長さか ら推定した地震規模及び堆積層深さと検知精度の 関係を把握した。地盤安定解析コードSANNOS に 応答と耐力の比に基づく損傷確率評価機能等を追 加した。また、原子力施設周辺斜面崩壊に伴う土塊 による隣接施設の損傷を評価するために、個別要素 法に基づく損傷評価手法の原型版を整備し、崩壊土 塊の建屋に及ぼす衝撃力等を把握した。さらに、津 波解析コードSANNAMI に、東海地震・東南海地 震・南海地震の震源域を含む太平洋沿岸の海底地形 データと津波遡上評価用陸上地形データを整備し、 1854 年の安政東海地震の波源による津波解析を行 い、整備データの妥当を確認した。 ②PSA 手法の整備に係る業務（原子炉施設） Ｂ Ｂ B Ｂ Ｂ B Ｂ Ｂ B Ｂ Ｂ A Ｂ Ｂ B 拠として活用された。 ・シビアアクシデント時の水素混合及び燃焼現 象を対象にしたOECD/NEA 国際標準問題 47 番 において、2 次元及び 3 次元解析の結果を提出 （多次元解析を実施したのは機構と主催機関の フランスIRSN のみ）し、多次元解析コードの 検証に関する技術的情報を、世界の各機関へ提 供できた。 ・以上のとおり、一部の業務では、著しく良好
原子炉施設の安全性 確認に使用するPSA 手 法等の整備として、以下 を行う。これに必要な技 術情報については、必要 に応じて試験等を実施 することにより取得す る。 b)PSA の国内外におけ る開発状況及び運用 状況等を踏まえ、人 間信頼性、機器故障 率、新型設備（ディ ジタル制御系等）の 信頼性、事故時プラ ント特性、火災事例 及び影響等に係る最 新技術情報等を内的 事象及び火災・地震 等の外的事象等に対 する解析コード及び その入力の整備を通 してPSA 手法に反 映する。 c) リスク情報を考慮 した規制策定に有効 な情報を提供するた めのPSA 手法とし て、配管や炉内構造 物等の故障や経年劣 化等がプラント安全 性に与える影響につ いて最新技術情報を 調査するとともに、 これらを反映して定 量的情報を提供する 評価手法を作成す a)国内外の故障事例及びデ ータ等を分析する。また、 共通原因故障に係るデー タベースを利用した共通 原因故障モデルを作成 し、試解析及び事例解析 を行う。 b)人的過誤に関連した事例 について事例解析を行 い、人間信頼性解析 （HRA）に必要な情報及 び評価手法をまとめる。 a) 国内外の故障事例を分析し、内的事象レベル 1PSA モデルによる事例のリスク評価モデルを作成した。 特に、共通原因故障（CCF）事例については、潜在 的CCF 評価モデルを NUREG/CR-6268 に記載さ れてImpact Vector 法により作成し、事例解析を行 った。対象としたCCF 事例は余熱除去（RHR）熱 交換器出口配管の破損事例及び塩害によるバスダ クト火災事例である。これらの事例による条件付炉 心損傷確率を把握した。 b) 人的過誤に関連する事例として、点検対象の選択 過誤による運転系統の停止事例及び水張り中の弁 の誤開放事例を対象として、このような人的過誤シ ナリオが発生する平均確率を評価し、人間信頼性評 価手法（HRA）事例解析に必要な情報を整理した。 また、米国で整備が進められているSPAR-H 手法 について調査を行い、それに用いられているワーク シートを分析し、まとめた。その結果、SPAR-H 手 法は行動形成因子に着目し、対処操作の余裕時間や 情報提供機器の不具合及びトラブル発生前の作業 環境等に着目していることを把握した。 Ｂ B Ｂ B Ｂ B Ｂ B Ｂ B な成果を得たが、当該業務の他の業務も併せて、 総合的には中期目標達成に向け概ね適切に事業 が進められていると評価し、Ｂとした。
る。さらに、本評価 手法によるリスク評 価の試解析を行い、 当該評価手法の課題 を摘出する。 d)レベル 2PSA の評価 に反映するためのシ ビアアクシデント解 析コード等のうち、 多成分多相流の混合 流体中における可燃 性ガス移行挙動モデ ル及び蒸気凝縮モデ ルを整備する。 e)国内外の原子炉施設 におけるトラブルや 故障情報の分析等を 行い、PSＡ手法／デ ータベースに反映 し、迅速に評価結果 を提示できるように 整備し、リスク情報 を考慮した規制へ情 報を活用する。 f)外的事象 PSA 手法整 備の一環として、溢 水PSA 手法の整備 に着手する。具体的 には、プラントの特 定区域を対象として シナリオ作成及び炉 c)シビアアクシデント時の 水素混合及び燃焼現象を 解析するコードを用い て、OECD/NEA 主催の 国際標準問題47 番の STEP-2 及び SETH プロ ジェクトのPANDA 試験 を解析し、モデルの改良 整備及び試験データとの 比較による同コードの検 証を実施する。また、試 験装置容量に関するスケ ーリング効果をまとめ る。 d)国内外の原子力施設にお けるトラブルや故障情報 の分析を行う。また、定 期検査間隔延長に伴うリ スク増加の低減策をまと める。さらに、許容待機 除外時間（AOT）の検討 について、地震等外的事 象の影響を考慮した予備 的な再評価を行う。 e)溢水 PSA 手法の整備 （平成16 年度以降スター ト） c)シビアアクシデント時の水素混合及び燃焼現象を 解析するコードの改良を進めるとともに、 OECD/NEA 主催の国際標準問題 47 番のステップ -2（ThAI 試験）及び SETH プロジェクトの PANDA
試験を解析し、同コードのThAI 試験体系、PANDA 試験体系への適用性を確認した。また、国際標準問 題47 番ステップ-1 の再解析を行い、同コードの検 証を行った。更に試験装置容量に関するスケーリン グ効果をまとめ、容量の異なる試験装置を対象とし た解析を行う場合の課題等を検討した。 また、PHOENICS コードに液滴の飛散モデル等 のモデル式を組込み、原子炉容器破損時に炉心溶融 物（デブリ）が原子炉キャビティ区画室から格納容 器下部区画室に飛散する現象を解析できる手法を 整備し、ドライ型4 ループ PWR の原子炉キャビテ ィ区画室を二次元に単純化して模擬した解析を実 施し、原子炉容器内圧力が2MPa の場合には、原 子炉キャビティ区画室内にデブリが全量捕獲され ることを把握した。 d)国内外の原子力施設におけるトラブルや故障情報 の分析を行った。また、定期検査間隔を延長する場 合の影響について、定期検査間隔延長によるリスク 上昇要因と点検短縮に伴う低減効果ついて整理を 行い、定期検査間隔延長に対する機器故障率の影響 を評価し、リスク増加の低減策を摘出した。さらに、 待機除外時における地震時の条件付き炉心損傷確 率の増分（ICCDP）の予備的な解析を行い、リス ク許容基準に対する寄与割合を評価し、内的事象の 場合のリスク増分との違いについてまとめた。 e)溢水 PSA 手法の整備 （平成16 年度以降スタート） B B B B B B A B B B ・国際標準問題47 番へ、2 次元及び 3 次元解析 の結果を提出したのは、機構と主催機関のフラ ンスIRSN のみであり、多次元解析コードの検 証に関する技術的情報を、世界の各機関へ提供 できた。
心損傷頻度の試算を 行い、当該手法を整 備する。 g)PSA 手法の整備に活 用するためのデータ ベースを整備する。 データベースの整備 に際しては、機構独 自に行う試験又は OECD／NEA 等の 国際データベース構 築プロジェクト（共 通原因故障データベ ース、配管信頼性デ ータベース、火災事 例データベース、人 間信頼性データベー ス）等と連携する。 ③PSA 手法の整備に係る 業務（原子力施設） リスク情報を考慮した 規制の検討に資するた め、また、安全性確認に 使用するPSA 手法等を 整備するため、以下を行 う。 a)国内外の原子力施設 におけるトラブルや 故障情報の分析等を 行い、原子力施設に関 するPSA 手法を策定 するとともに、PSA 評価に使用できる故 障確率等のデータベ ースの整備を進める。 b)原子力施設について、 事象の進展解析及び 設備全体のリスク分 布評価の解析を実施 する。 f)OECD/NEA の国際デー タベース構築に係る活動 に参画し、これらのデー タベースのPSA への活 用についてまとめる。 ③PSA 手法の整備に係る業務 （原子力施設） （平成16 年度スタート） f)OECD/NEA の火災データベース構築プロジェクト （OECD−FIRE）について、平成 14 年以前に国内 プラントで発生した火災事例をデータベースに登 録した。また、当該プロジェクトの運営会議に出席 し、その運営に貢献した。 実用炉発電原子力施設への航空機落下に関する リスク評価のため、公開資料を基に最近20 年間(昭 和58 年∼平成 14 年)の国内における民間機、軍用 機の事故調査を行い、航空機落下確率評価のための データベースを作成した。 ③PSA 手法の整備に係る業務（原子力施設） （平成16 年度スタート） B B B B B
(２)トラブル事象等の安全 解析、評価 現実に発生した各種 トラブル事象等の安全 評価を行うため、現象の 解析、評価を迅速に行 う。 (３)トラブル事象等の安全 解析、評価 機構は、原子炉施設等 において現実に発生し た各種トラブル事象又 はトラブルにつながる 可能性のある事象等に ついて施設の安全性確 認のため、事象の解析、 評価を迅速に行う。 ① 事象評価に係る業務 原子炉施設等で発生 した事象が施設の安全 運転に影響を及ぼす可 能性があると判断され た場合には、事業者の報 告に対して事象の再現 解析等を行い、事象の把 握、影響拡大の可能性及 び影響緩和措置の妥当 性の評価等を行い、その 結果を速やかに原子力 安全・保安院に報告す る。 また、原子炉施設では、 今後新たに策定する必 要があると考えられる 基準・規格等の作成支援 及びそれらに関連して 新たに誘起される可能 性のあるトラブル事象 等についての安全評価 を行う。 (３)トラブル事象等の安全解 析・評価 ①事象評価に係る業務 a)現実に発生したトラブル 事象、あるいはトラブルに つながる事象の解析評価 に有用と考えられる数値 流体力学手法の事故解析 適用性検討のOECD／ NEA タスクグループに参 画し、その成果を報告書に まとめる。 b)既に整備された BWR プ ラント及びPWR プラン トの出力運転時レベル 1PSA 及び停止時レベル 1PSA の評価モデルを基 に、 ｲ)国内外の原子力発電所 で発生した内的事象 （事故・故障）事例及 び外的事象（地震）の うち、共通原因故障事 例、経年劣化事例や人 的過誤事例を中心に約 10 例選定し、事故前兆 (３)トラブル事象等の安全解析・評価 ①事象評価に係る業務 a) 数値流体力学手法（CFD）を原子炉安全問題へ適 用するために、昨年スタートした以下の三つの OECD/NEA のタスクグループに委員として参画 し、OECD/NEA/原子力施設安全委員会（CSNI） に提出するレポートの作成を分担した。 ｲ)原子炉安全に適用する CFD の使用ガイダンスの 作成 ﾛ)原子炉安全問題に使用する CFD の評価 ﾊ)原子炉安全における二相流問題への CFD の拡張 b) 国内外で発生した事故・故障事例から共通原因故障 事例（経年化による共通原因故障事例を含む）、機 器の不具合に係る事例、人的過誤に係る事例を選定 し、レベル1PSA のモデル／データベースを修正し て事故前兆事象解析（ASP）を実施し、その重要度 を評価した。ここで、人的過誤に係る事例では、行 動形成因子等を分析し、対象事例シナリオが発生し 得る平均確率を評価した。共通原因故障に係る事例 では、潜在的共通原因故障が炉心損傷に対する支配 的要因であることを確認した。また、「思い違い」 等による人的過誤に関する事例については、過誤を 発生させる人間の周囲環境が過誤の支配要因であ ることを把握した。 B Ｂ Ｂ B Ｂ Ｂ B Ｂ Ｂ B Ｂ Ｂ B Ｂ Ｂ ・OECD/NEA の安全問題を討議する検討会に参 加して解析手法の標準化を検討するとともに、国 内外のトラブル事象に対して前兆事象解析を実 施し、人的過誤などの重要度を評価した。 ・以上のように、中期目標達成に向け概ね適切に 事業が進められていると評価し、Ｂとした。
②原子炉施設を構成する 設備等の機械的強度の 評価に係る業務 原子炉施設の設備等に き裂等運転を経ること による問題が検出され た場合の当該設備の機 能及び機械的強度等の 評価を行い、これによる 該当施設の安全性への 影響を明確にすること を目的として、以下の解 析、評価を行い、その結 果を原子力安全・保安院 に報告する。 a)内的事象 PSA による 炉内構造物及び配管 損傷の影響評価 BWR 及び PWR を対 象に炉内構造物及び 配管損傷時の炉心損 傷シナリオを検討し、 リスクの観点から重 要な炉内構造物部位 を把握する。 事象解析(ASP)用の評 価モデルを修正する。 ﾛ)上記の成果を用い、ASP 解析を実施し、事故・ 故障事例の重要度につ いてまとめる。 ②原子炉施設を構成する設備 等の機械的強度の評価に係 る業務 a)内的事象 PSA による炉内 構造物及び配管損傷の影 響評価 代表的なBWR 及び PWR の主要な初期状態（通常 運転時、運転中の異常な 過渡変化時、冷却材喪失 事故時、地震時など）に おいて各々の炉内構造物 の損傷に伴う条件付き炉 心損傷頻度を評価し、炉 心損傷の観点から炉内構 造物の重要性を評価す る。また、代表的なBWR 及びPWR 以外の炉型に 特徴的な炉内構造物に対 する重要性についてもま とめる。 ②原子炉施設を構成する設備等の機械的強度の評価に係 る業務 a)内的事象 PSA による炉内構造物及び配管損傷の影 響評価 ｲ)代表及びそれ以外の BWR 及び PWR の炉内構造 物のうち、炉心を支持する機器、冷却材循環系に 損傷した炉内構造物が流入する可能性のある機器 の重要度の高いこと、それら機器が維持規格等の 検査対象として選定されていることを確認した。 ﾛ)なお、溶接部近傍の圧力バウンダリに加わる応力 の性状に基づく配管、圧力容器等の損傷モデルを 検討し、予備的評価を行った。 B B A A B B B B B B ・炉内の構造物の炉心損傷事故に対する重要度を 評価するとともに、炉心シュラウドの亀裂進展に 寄与する要因を分析し、さらに地震荷重に対する 応力拡大係数等のデータの整備を進めた。 ・以上のように、中期目標達成に向け概ね適切に 事業が進められていると評価し、Ｂとした。
b)地震 PSA による炉内 構造物、配管損傷等の 影響評価 地震時の炉内構造物 及び配管に対する地 震荷重を評価し、炉内 構造物や配管等にひび 割れ等が存在する状態 で維持規格に従った 検査（検査範囲/検査 方法等）を行っている 場合の、これらの構造 物の損傷確率を算出す ることにより、炉心損 傷頻度を評価する。 c)き裂進展の時間特性 把握と炉内構造物損 傷程度の許容限度評 価（炉心損傷頻度変動 の観点） 上記a)及び b)の結果 を踏まえ、炉内構造物 等のき裂進展の時間 特性等を把握した上 プラント全体の総合的 な安全性（炉心損傷頻 度等）への影響の検討 を行い、炉内構造物損 傷程度の許容限度を 評価する ③研究開発段階炉開発炉 のPSA 「もんじゅ」につい て、成功基準（サクセス パス）解析を含み内的事 象を対象に定格運転時 及び停止時レベル 1PSA を実施する。この 中で、高速増殖炉に特徴 的なトラブル事象の分 析・評価を行い、これに 基づき機器検査方策の b)地震 PSA による炉内構造 物、配管損傷等の影響評価 ひび割れの性状や非破壊 検査の精度のばらつきを 考慮した炉心シュラウド の損傷確率及び原子炉圧 力容器及び一次系配管の 溶接部の損傷確率を考慮 した条件付き炉心損傷頻 度の評価手法を選定し、 地震時を想定した炉心損 傷頻度の予備評価を実施 する。 c)き裂進展の時間特性把握 と炉内構造物損傷程度の 許容限度評価 （炉心損傷頻度変動の観 点） 上記b)の検討に基づき、 維持規格の個別検査への 適用やその運用に対する 留意事項などを整理す る。 ③研究開発段階炉開発炉のPS Ａ b)地震 PSA による炉内構造物、配管損傷等の影響評価 ｲ)底部に全周き裂を想定したシュラウドの地震時損 傷確率及び炉心損傷頻度を予備評価し、き裂進展 速度のデータ及びそのバラツキが評価の精度が重 要であることが分かった。 ﾛ) シュラウドの崩壊モードとしては、座屈が支配的 で、有限要素法（FEM）に基づく耐力評価が必要 なことを把握した。 ﾊ) シュラウド損傷確率評価に必要な確率論的地震 入力荷重分布や応力拡大係数及び極限耐力に関す るデータを整備した。同データを用いて、破壊力 学手法により応力腐食割れき裂分布を仮定した上 で、シュラウドの剛性低下の影響及び座屈耐力を 評価した。 c)き裂進展の時間特性把握と炉内構造物損傷程度の許 容限度評価 PWR 炉内構造物の個別検査に関する情報として 重要度の高い部品を摘出・整理した。 ③研究開発段階炉のPSA Ｂ B A A A A Ｂ B B Ｂ B A Ｂ B A ・もんじゅを対象として核燃料サイクル開発機構 （JNC）が提案予定のＡＭ方策の有効性を評価す る観点から、軽水炉のPSA 手法や高速炉の安全 研究に関する各種知見に基づいてPSA の整備方 針を具体化した。 ・もんじゅAM では特段の設備対応は必要なく、 既存のシステム解析の活用によって対応できる との見通しを得た。 ・なお、レベル２PSA 手法整備の一環として簡 易手法の適用性検討を行い、下記２事象について は、今後のAM 提案に当たって、JNC において 十分に検討する必要性があることを指摘した。
立案及び重点検査対象 機器の摘出を行う。ま た、出力運転時レベル 2PSA の簡易評価を行 う。さらに、地震PSA （レベル1）を実施する とともに、一般火災に対 する火災PSA 評価に着 手する。 a)もんじゅの定格運転時の 内的事象に関するレベル 1PSA を一通り終える。 a)もんじゅのレベル 1PSA については、ナトリウム漏 えい発生頻度を詳細に設定し、定格運転時を対象と して代表的な18 の起因事象の解析評価を完了した。 ｲ)もんじゅのレベル 1PSA の定量評価結果から、内 的事象を起因とする炉心損傷頻度を評価した。ま た、炉心損傷状態別の寄与割合及び重要な事故シ ーケンスを明らかにした。 ﾛ)レベル 1PSA の成功基準解析として、崩壊熱除去 機能喪失事象（PLOHS）時のメンテナンス冷却系 による除熱能力を、プラント動特性解析コード NALAP-Ⅱを使用して評価し、メンテナンス冷却 系の1 次系電磁ポンプが 1 台でも起動すれば、十 分に炉心を冷却できるなどPLOHS 時の成功基準 要件（炉心損傷回避と冷却材バウンダリの健全性 確保）を明らかにした。 ﾊ) PSA で用いる冷却材バウンダリの健全性評価指 標を設定するため、代表的な複数の構造解析モデ ルの作成を行い、高温構造解析に基づくバウンダ リ破損挙動の予備評価により、今後、健全性評価 指標の設定が必要であることを示した。 B Ｂ B A A A Ｂ Ｂ Ｂ Ｂ Ｂ Ｂ Ｂ Ｂ A （本資料B2.(2)①a）(ﾍ)項も参照） ・JNC が定量的評価を行っていない炉外燃料貯 蔵槽(EVST)の除熱機能喪失のリスクに着目して 試解析を行い、EVST の燃料損傷によるリスクが 無視できないことを示し、JNC において EVST の安全評価に対する考え方を整理する必要性を 指摘した。 ・・また、崩壊熱除去機能喪失事象(PLOHS)につ いては、放射性物質早期大量放出を起こす可能性 のある事象として、中間熱交換器破損に伴う格納 容器バイパス事象を見出し、JNC において本事 象に対する評価の考え方を整理する必要性を指 摘した。 ・以上のように、一部の業務では、具体的な規制 のニーズを示すなど著しく良好な成果を得てお り、当該業務の他の業務においても、プラント動 特性解析の実施による成功基準の設定を含めて、 もんじゅレベル1PSA について代表的な 18 の起 因事象について解析を終了するなど、所期の目標 を大幅に上回る成果を上げているので、評価をＡ とした。 ・従来は半ばアプリオリに定められていたバウン ダリ健全性判断指標に対し、詳細解析に基づく根 拠を持った判断指標を与える必要性を指摘した。
b)高速増殖炉に特徴的なト ラブル事象の分析・評価で は、炉外燃料貯蔵槽冷却系 機能喪失事象の評価を引 続き行うとともに、冷却材 バウンダリ損傷に伴なう 漏えいとナトリウム凝固 につき発生頻度の評価を 行う。 c)行政庁が行うもんじゅレ ベル2PSA の必要評価レ ベルの検討を完了し、AM の有効性評価方針を立案 する。 b) 特徴的なトラブル事象の分析・評価を行った結果、 以下の結論が得られた。 ｲ)炉外燃料貯蔵槽(EVST)について、除熱機能喪失に 係る解析を実施し、3 ﾙｰﾌﾟのうち 1 ﾙｰﾌﾟの強制循 環運転で除熱が可能とした場合などの種々の系統 運転条件のもとでの除熱機能喪失頻度を算出し、 その影響を把握した。 また、自然循環による冷却が期待できる場合 は、EVST の除熱能喪失頻度は、大きく低減する ことが分かった。 ﾛ)プラント動特性解析コード NALAPⅡの EVST バ ージョンを使用し、レベル1PSA に反映すべき成 功基準要件を摘出した。EVST の 2 ループ以上で 自然循環除熱ができれば、十分に貯蔵燃料を冷却 できるなど、EVST の事故時の除熱特性を把握し た。また、EVST の構造材バウンダリ健全性評価 に資するために、EVST の除熱量と冷却材バウン ダリ最高温度の関係を整理した。 ﾊ)冷却材バウンダリ損傷に伴うナトリウム漏えいに ついては、種々のサイクル疲労による損傷形態に 着目し、運転経過に伴う損傷確率を算出する評価 モデルを策定して簡易評価を行った。運転条件や 流体条件の変化による影響等を確認し、もんじゅ 再起動後のプラントの運転管理に係る確認のため の参考データを得た。 ﾆ)ナトリウム凝固については、ナトリウム冷却系で 最も凝固しやすいと想定される補助冷却系におけ る凝固現象を評価し、凝固に至る時間余裕、事象 シーケンス等の解析を行い、電源喪失時の凝固に 至る頻度を算出した。この結果、凝固に至る頻度 は、内的事象を起因とする炉心損傷頻度の約1％ 程度であり、たとえ凝固に伴い炉心損傷に至ると 仮定しても、影響は小さいことを確認した。 c)核燃料サイクル機構が実施したもんじゅのレベル 2PSA、平成 15 年度に国が中間的に取りまとめた安 全目標、高速炉の炉心損傷事象に関する最新知見な どを総合的に分析し、今後、機構が実施すべきレベ ル2PSA の手法や評価のレベルを検討した。この結 果に基づいて、熱除去機能喪失型事象(LOHRS)での 中間熱交換器の破損に伴う格納容器バイパス型事象 やEVST の燃料損傷事象などの事故影響評価が重要 Ａ Ｂ Ｂ Ｂ A Ａ A Ｂ Ｂ A Ａ Ｂ Ｂ Ｂ Ｂ Ａ Ｂ Ｂ Ｂ Ａ Ａ Ｂ Ｂ Ｂ Ａ ・EVST の燃料損傷のリスクに着目し、簡易手法 整備のための試解析を実施した。その結果、EVST の燃料損傷によるリスクが無視できないことが 示され、JNC において EVST に対する考え方を 整理する必要性を指摘した。 ・PLOES 事象に着目して簡易評価手法適用性検 討を行い、放射性物質早期大量放出を起こすもの として、中間熱交換器破損に伴う格納容器バイパ ス事象を見出した。この結果を受け、JNC にお いて本バイパス事象に対する考え方を整理する 必要性を指摘した。
d)もんじゅ地震 PSA の実施 計画を策定する。 であるとのレベル2PSA の基本的な評価方針を立案 した。 上記結果に基づいて、核燃料サイクル機構が提示 予定のもんじゅのAM についての有効性を検討する ための評価方針を検討した。この結果、もんじゅで は設計段階からPSA が行われ、リスク支配要因であ るLOHRS の発生頻度を低減するための機器対策が 既に実施されていることから、今後のAM 評価では、 既存システムの活用方策の評価に注力すべきとの結 論を得た。 d)高速増殖炉の地震 PSA に必要な系統・機器に関する 情報を整理した。次に建屋・構造物・配管等の損傷 確率算定方法について調査し、イベントツリー、フ ォルトツリーの原型を作成した。さらに、これらの 情報を基に平成16 年度から実施する詳細地震 PSA の実施計画を策定した。 Ｂ A Ｂ Ｂ Ｂ Ｂ２．原子炉施設等の安全性 解析及び評価（電源利用勘定 業務） Ｂ２．原子炉施設等の安全性 解析及び評価（電源利用勘定 業務） Ｂ２．原子炉施設等の安全性解析 及び評価（電源利用勘定業務） Ｂ２．原子炉施設等の安全性解析及び評価（電源利用勘定 業務） (１)クロスチェック解析 原子炉施設等の設置 許可等に係る安全審査 に際し、当該施設の事故 時の安全性等について 各種の解析コード等を 用いた安全解析を行い、 その設計の妥当性を確 認する。 (１)クロスチェック解析等 ①許可申請に係るもの 事業者が原子力安全・保 安院に提出する設置（変 更）許可申請書に示され る安全解析について、機 構は、原子力安全・保安 院の指示に応じて事業 者が使用した安全解析 コードとは異なる安全 解析コード等を用いて 安全解析を行い、当該施 設の安全性を確認する とともに事業者の安全 解析の妥当性を評価す る業務を確実に実施す る。その結果は、速やか に原子力安全・保安院に 報告する。 中期目標期間中に見込 まれる設置許可申請は 以下のとおり。 (１)クロスチェック解析 ①許可申請に係るもの (１)クロスチェック解析 ①許可申請に係るもの A − A A − ・島根3 号炉の基準地震動のクロスチェック解 析において、事業者と基本的に同一の条件での 解析に加えて不確実さを考慮した解析を実施 し、不確実さを考慮しても申請者の設定した基 準地震動を上回らないことを示し、妥当性を確 認した。上記内容を原子力安全・保安院に報告 し、申請者が設定した基準地震動の妥当性評価 に活用された。 ・日本原燃ガラス固化体貯蔵施設の耐震解析及 び施設の遮へい解析において、クロスチェック 解析を行った。 ・構造物の耐震安全性に関し、事業者と異なっ た地震動地盤伝播解析コード及び建屋応答解析 コードを用いて申請者と同じ条件で解析すると ともに、申請者の解析モデルとは別に現実的と 考えられるモデルを数ケース設定し解析した。 そして、全てのケースでの応答値が申請者の設 計用地震力より小さいことから、本構造物が耐 震安全性を十分満たしていることを確認した。 ・遮へいについては、大規模な3 次元モンテカ ルロ計算をクロスチェック解析へ適用し、管理 区域外の線量限度を下廻る線量であることを確
a)原子炉施設 本中期目標期間中 の設置（変更）許可 申請対象としては、 敦賀3 号機及び 4 号 機（日本原子力発電 株式会社）、東通2 号 機（東北電力株式会 社）並びに東通1 号 機及び2 号機（東京 電力株式会社）が計 画中である。（「平成 15 年度電力供給計画 の概要」（経済産業 省、平成15 年 3 月）） a)原子炉施設 ｲ)中国電力株式会社島根 3 号機を対象として、 発電所敷地周辺の歴史 地震、活断層等の特定 される地震について、 敷地における地震動ス ペクトルを評価し、当 該炉の設置許可申請書 記載の設計用地震動ス ペクトルと比較検討を 行い、申請書の設計用 地震動スペクトルの妥 当性評価を行う。評価 に当たっては、特に敷 地近傍に存在する震源 断層について、断層モ デルを用いた解析を行 い、敷地における地震 動を評価する。 ﾛ)日本原子力発電株式会 社敦賀3 号機及び 4 号 機のクロスチェック解 析を行い（実施時期は 審査スケジュールに依 存）、解析結果が「発電 用軽水型原子炉施設の 安全評価に関する審査 a)原子炉施設 ｲ) 中国電力島根 3 号機の原子炉炉設置許可申請書 の設計用基準地震動S1 について、当該敷地近傍 の震源断層を対象とした断層モデルによる地震 動解析を行い、S1 地震動の妥当性を評価した。 評価に当たっては、まず、申請者と同じ条件（解 析手法、解析データ）で解析し、申請者の結果と 概ね対応することを確認した。次いで、耐震設計 審査指針、原子力発電所耐震設計技術指針等に従 い妥当性を評価した。評価に当たっては、当該敷 地近傍の震源断層を対象として、断層モデルによ るハイブリッド波形合成法を用いて、断層パラメ ータの不確実さや地震動特性のランダム性を考 慮した詳細かつ広範なパラメータ解析を実施し、 地震動の変動範囲を推定した。 断層パラメータのうち影響が大きいと考えら れる断層の破壊開始点，アスペリティ位置，応力 降下量，高周波遮断特性，断層傾斜角及び地震動 の位相特性等を変動パラメータとして地震動解 析を実施した結果、基準地震動S1 を上回るケー スはなく、設定された基準地震動の妥当性が確認 できた。これらの内容を原子力安全・保安院に報 告した。 ﾛ) 日本原電敦賀 3 号及び 4 号の申請は無かったが、 クロスチックに備え、次の解析を実施した。敦賀 3 号及び 4 号の中性子反射体に係るクロスチェッ ク解析に備え、実機相当モデルによる流動振動解 析及び支持剛性の感度解析を実施した。解析結果 を用いて、燃料棒のフレッティング摩耗の影響評 価を行った。そして、実機相当モデルでの流動振 動特性を確認すると共に、支持剛性の変化による Ａ B − − Ａ Ｂ Ａ Ｂ − − 認するとともに、事業者の解析モデルの一部で 安全余裕が不十分であることを明らかにした。 ・これらの結果を原子力安全・保安院に報告し、 申請者の建屋耐震安全性評価及び遮へい評価の 妥当性の判断に活用された。また、遮へい設計 に関しては、事業者は申請書の一部を補正する こととなった。 ・以上のとおり、クロスチェック解析の業務で は、著しく良好な成果を得ており、中期目標達 成に向け事業が十分に進展していると評価し、 Ａとした。 ・当初の規制当局の要請は、断層モデルによる 申請者とは異なった地震動解析コードを用いて 申請者と同じ条件で解析し、申請者の解析結果 と比較し妥当性を確認するものであったが、こ れに加えて、申請者の解析条件におけるパラメ ータの不確実さや地震動特性のランダム性を考 慮した各種解析ケースを設定し、詳細な解析を 実施した。 ・事業者と基本的に同一の条件での解析に加え て、不確実さを考慮しても申請者の設定した基 準地震動を上回らないことから、妥当性を確認 した。 ・上記内容を原子力安全・保安院に報告し、申 請者が設定した基準地震動の妥当性評価に活用 された。
b)原子力施設 本中期計画期間中 の事業許可（変更） 申請対象としては、 以下のとおり。（「原 子力の技術基盤の確 保について」（総合 資源エネルギー調査 会原子力部会報告、 平成13 年 6 月） ｲ)再処理施設 ・日本原燃株式会 社（以下、 「JNFL」と略称 する。）再処理施 設 ・核燃料サイクル 開発機構再処理 施設 指針」に示された判断 基準を満足することを 確認するとともに、本 解析と申請書記載の解 析を比較し、同解析の 妥当性を検討する。 b)原子力施設 MOX 燃料用加工施設 等の事業許可申請等に基 づく安全審査において、 申請者が実施した施設の 安全設計、安全評価につ いて、臨界安全、火災・ 爆発、被ばく等の事象の 内から重要なものに関し て、クロスチェック解析 を行う。被ばく評価に関 しては、安全上重要なパ ラメータの影響度等を把 握する線量解析を実施す る。（実施時期は審査ス ケジュールに依存） 流動振動及び燃料棒の摩耗への影響は少ないこ とも確認した｡ さらに、中性子反射体の熱伝達率に関する温度 解析と熱変形解析の感度解析を実施した。解析結 果に基づき熱伝達率を設定して、実機相当のガン マ発熱分布状態における中性子反射体のブロッ ク間ギャップを解析した。そして、ギャップ量が 設計目標値を満足する値であることを確認した｡ b)原子力施設 ｲ) 日本原燃再処理事業所特定廃棄物管理施設の変 更に係る設計及び工事の方法の認可申請書のう ち、ガラス固化体貯蔵建屋B 棟の耐震設計及び遮 へい設計に関するクロスチェック解析を実施し た。 A − A A − ・当初の規制当局の要請は、構造物の耐震安全 性に関し、事業者と異なった地震動地盤伝播解 析コード及び建屋応答解析コードを用いて申請 者と同じ条件で解析し、申請者の解析結果の妥 当性を確認するものであった。これに加えて、 申請者の解析モデルとは別に現実的と考えられ るモデルを数ケース設定し解析した。また、遮 へいについては、大規模な3 次元ﾓﾝﾃｶﾙﾛ計算を クロスチェック解析へ適用し、事業者より詳細 な解析を実施した。 ・申請者と基本的に同一の条件での解析に加え、 全てのケースでの応答値が申請者の設計用地震 力より小さいことから、本構造物が耐震安全性 を十分満たしていることも確認した。また、三 次元モンテカルロ計算により、高精度の解析結 果を得て、事業者の解析モデルの一部で安全余 裕が不十分であることを明らかにした。 ・上記内容を原子力安全・保安院に報告し、申
ﾛ)混合酸化物燃料（以 下、「MOX 燃料」 という。）加工施設 ・JNFL-MOX 燃料 加工施設 ﾊ)ウラン加工施設 ・JNFL ウラン濃 縮施設 ﾆ)使用済燃料貯蔵施 設 ﾎ)その他施設 ・JNFL 埋設事業 施設 ②各種認可申請に係るも の 事業者から提出され る原子炉施設等の工事 計画認可申請、工事及び 設計の認可申請、保安規 定認可申請等のうち、原 子力安全・保安院が事業 者の行った安全解析と は独立に当該施設の安 全性の確認解析が必要 と判断される場合、機構 は、必要な安全解析を行 い、その妥当性の評価を 実施し、その結果を速や かに原子力安全・保安院 に報告する。 ③届出に係わるもの 原子炉施設等の廃止 措置に伴って廃止措置 実施事業者及び埋設事 業者より提出される廃 止措置計画書に関し、機 ②各種認可申請に係るもの （平成16 年度以降スター ト） ③届出に係るもの （平成16 年度以降スター ト） ﾛ)日本原燃は MOX 燃料加工施設、MOX 燃料「使 用施設」から「加工施設」への変更の申請準備が 進めている。これらの申請が提出されて安全審査 を行う場合に備えて、燃料ペレット、燃料棒体系 等のパラメータ解析を行い、Pu 富化度、水密度 等の違いによる臨界安全への影響を評価し、各種 パラメータと中性子増倍率の変動特性を把握し た。 ②各種認可申請に係るもの （平成16 年度以降スタート） ③届出に係るもの （平成16 年度以降スタート） B − B B − 請者の建屋耐震安全性評価及び遮へい評価の妥 当性の判断に活用された。遮へい設計に関して は、事業者の申請書一部補正となった。
