Copyright © 2003 CRIEPI All rights reserved 原子力発電所の PRA と国内故障率 ( 財 ) 電力中央研究所原子力情報センター

Copyright © 2003 CRIEPI All rights reserved

http://criepi.denken.or.jp

原子力発電所の PRA と国内故障率原子力発電所の PRA と国内故障率

( 財 ) 電力中央研究所原子力情報センター



PSAPSA の実施手順の実施手順PSAPSA の実施手順の実施手順

内的起因事象に関する検討

外的起因事象に関する検討

炉心損傷事故シーケンスの分類

各安全系の信頼性解析

炉心損傷頻度

格納容器破損シーケンスの分類

各現象・事象の生起確率検討

炉心損傷事故解析

格納容器破損頻度ソースターム

環境中 FP 移行・公衆被爆線量解析

総合リスクレベル 3PSA

レベル 2PSA

レベル 1PSA

ET 解析 FT 解析



ET 解析　解析の流れET 解析　解析の流れプラントのシステムに習熟

プラントの応答

安全機能の定義

起因事象の選定

事故シーケンスの設定

システムのモデル化

( フォールトツリー (FT) 解析 )

プラント損傷状態評価

システムの成功基準の設定

(NUREG/CR-2300 PRA Procedure Guide)



ET 解析　起因事象の選定ET 解析　起因事象の選定

国内の運転実績

安全評価審査指針

運転実績の調査

EPRI NP-2230 etc.

既存の PSA 研究

起因事象の選定発電用軽水炉型原子炉施設の安全評価に関する審査指針(1990 年　原子力安全委員会決定 )

包絡性確認

対応調査

集約包絡性確認比較



ET 解析　事故シーケンスの設定ET 解析　事故シーケンスの設定

設定方法–起因事象毎に EventTree を作成–作動が必要な設備、操作を時系列的に考慮–設備、操作の成功、失敗シーケンスを評価–成功、失敗の考慮が不要なシーケンスを評価

設定例



イベントツリー（イベントツリー（ ETET ）の例）の例イベントツリー（イベントツリー（ ETET ）の例）の例

大 LOCA に対するイベントツリー解析例

初期事象

大 LOCA

反応度停止

原子炉停止

非常用炉心冷却系

高圧炉心冷却系崩壊熱除去

崩壊熱除去

低圧炉心冷却系

A C U WV

シーケンス発生頻度

OK

AW

OK

AUW

AUV

AC

OK

P×Qw

OK

P×Qu×Qw

P×Qu×Qv

Qc

P

失敗 Qc

失敗 Qu

失敗 Qv

失敗 Qw

失敗 Qw

作動

作動

作動作動

作動



ET 解析　起因事象発生頻度（典型例）ET 解析　起因事象発生頻度（典型例）

起因事象発生頻度 (/ 炉年 )大 / 中 / 小破断 LOCAInterface LOCA主給水喪失外部電源喪失ATWS二次冷却水系の破断蒸気発生器伝熱管破損過渡事象補機冷却水の喪失手動停止

3.4E-5/1.1E-4/3.4E-43.8E-72.9E-24.9E-33.4E-76.8E-47.1E-31.8E-13.4E-41.8E-1



FT 解析　解析の流れFT 解析　解析の流れ

プラントのシステムに習熟

Fault Tree の作成

Fault Tree Top 事象の定義

解析基本ルールの選定

Fault Tree の解析故障データ

事故シーケンスの定量化

システム成功基準の設定


http://criepi.denken.or.jpフォールトツリー（フォールトツリー（ FTFT ）の例：対象系）の例：対象系統統

フォールトツリー（フォールトツリー（ FTFT ）の例：対象系）の例：対象系統統

電動弁01 電動弁

02水源

電動ポンプ A

電動ポンプ B（予備機）

常時“開”常時“閉”

逆止弁

原子炉容器

ポンプ廻り吸込ライン注入ライン



フォールトツリー（フォールトツリー（ FTFT ）の例）の例フォールトツリー（フォールトツリー（ FTFT ）の例）の例

システム機能喪失

注入ライン故障ポンプ廻り故障吸込ライン故障

注入弁 01 故障逆止弁開失敗

水源喪失電動弁 02閉塞

ポンプ A故障

ポンプ B故障

電動ポンプ B起動失敗

電動ポンプ B継続運転失敗

論理回路 B故障

電動ポンプ A起動失敗

電動ポンプ A継続運転失敗

論理回路 A故障

電動弁 01開失敗

電動弁 01閉塞

論理回路 01故障

ORゲートANDゲート



記号名称説明記号名称説明

事象event

トップ事象、及び基本事象等の組み合わせにより起る個々の事象 ( 中間事象 )

ANDゲート

論理積。

基本事象Basic eve

nt

これ以上は展開されない、又は発生確率が単独で得られる基本的な事象

ORゲート

論理和。冗長系で N out of Mの時は、 N/Mゲートとする場合がある。

否展開事象

Undeveloped event

情報不足、技術的内容不明のためこれ以上展開できない事象ダイヤモンド事象と呼ぶ。

移行記号Transfer

gate

FT図上の関連する部分への移行又は連結を示す。

通常 (家型 )事象

Normal (House) eve

nt

通常発生すると思われる事象を示す。火災での「空気の存在」、機器の「保修・試験」等。

制約ゲート

INHIBIT gate

条件付確率。条件を満足している場合のみ出力事象が発生する。

FT 解析に用いられる記号FT 解析に用いられる記号

IN

OUT

条件



FT 解析　評価ツールFT 解析　評価ツール

PSA計算コード»WinNuPRA/NuPRA SCIENTECH社» Saphire INEEL» CAFTA EPRI» RISKMAN PLG社» SETS SANDIA 国立

研究所» FT-Free テプコシステムズ»重要度評価システム電中研



従来の電力従来の電力 IPEIPEでの故障率データでの故障率データ従来の電力従来の電力 IPEIPEでの故障率データでの故障率データ

平成元年度に行われている従来の国内平成元年度に行われている従来の国内 IPEIPEでの考え方での考え方– (1) 　国内で独自の実績データが PSA 評価で使用でき得るレベルで得られているものは、これを優先的に利用する。

ディーゼル発電機の起動失敗ディーゼル発電機の起動失敗（（全交流電源喪失事象検討全交流電源喪失事象検討 WGWG報告書　報告書　 [[ 通産省通産省 ]]））

– (2) 　米国の機器故障データでは、故障の詳細が比較的トレースしやすいデータを使用する。 ( 機械系機器 :)

米国米国 NRCNRC のデータのデータ ((NUREG/CR-2815,CR-2728,WASH-1400NUREG/CR-2815,CR-2728,WASH-1400等等 )) 米国米国 LERLER に基づく故障に基づく故障 ((NUREG/CR-1205,CR-1363NUREG/CR-1205,CR-1363等等 ))

– (3) 　上記のデータが設定できない機器については、それに準じたデータソースを使用。

IEEE Std-500IEEE Std-500 　　 (1984(1984、、 1977)1977)等等» (1) 、 (2) 、 (3) のデータソースも得られない機器は、米国の PSA等で使用したデータを設定。

共通要因故障共通要因故障 ((NUREG-1150NUREG-1150 、、 CR-4550CR-4550)) 、、ヒューマンエラーヒューマンエラー ((CR-1278CR-1278))


http://criepi.denken.or.jp現在の現在の PSRPSRで用いられる故障率デーで用いられる故障率データタ

現在の現在の PSRPSRで用いられる故障率デーで用いられる故障率データタ

前述の米国データ前述の米国データ及び、電中研データをベー及び、電中研データをベースに用いたスに用いた原安協報告の国内機器故障率原安協報告の国内機器故障率、又、又はは電中研データの年度拡張版電中研データの年度拡張版。。» 国内機器故障率に関しては

– 機器の故障率に関しては、国内の実績データを用いて算出し利用する。

1010カ年カ年 3434プラント対象の機器故障率（プラント対象の機器故障率（原安協原安協）） 1616 カ年カ年 4949 プラント対象の機器故障率（プラント対象の機器故障率（電中研電中研））

– 国内でデータソースが得られない場合は、米国の PSA等で使用したデータを設定。

共通要因故障の共通要因故障の ββファクタ値、ヒューマンエラー率ファクタ値、ヒューマンエラー率



米国主要データとの比較米国主要データとの比較故障率データの種類と概要故障率データの種類と概要 (1)(1)米国主要データとの比較米国主要データとの比較

故障率データの種類と概要故障率データの種類と概要 (1)(1)

éÌófi äTóv

ìd íÜå§çëì‡ Éf

Å[É^

ëŒè€Ç16 ÉñîNÅAABWR à»äOÇÃ49 ÉvÉâÉìÉgÇ…ägí£ÇµÇƒéZèoÅBã@äÌÉo

ÉEÉìÉ_ÉäÇ‚éZèoéËñ@ÇÕLERåÃè·ó¶Ç∆ìØìôÅB

çëì‡

å¥à¿ã¶ PSA

ÉfÅ[É^

çëì‡ óBàÍÇÃÉIÅ[É\ÉâÉCÉYÇ≥ÇÍÇΩåˆäJÉfÅ[É ÅBìdíÜå§ÇÃ10 ÉñîNÉfÅ[É^

Ç™ÉxÅ[ÉXÅB

LERåÃè·ó¶ É|ÉìÉvÅAÉfÉBÅ[É[Éãî≠ìdã@ÅAïŸÅAåvëï ïi (ÉgÉâÉìÉXÉ~ÉbÉ Ç‚ÉXÉCÉbÉ ìô)ÅA

êßå‰ñ_ãÏìÆëï íuÇÃåÃè·ó¶Ç™ÅANUREGÇ…Ç‹Ç∆ÇflÇÁÇÍÇÈÅBåÃè·èÓïÒÇÕéÂÇ…

1980 îNà»ëOÇ≈É|ÉìÉvÇÃèÍçáÇ≈ÇÕ1976 îNÅ 1980 îNÇ≈ÅAëŒè€ÉvÉâÉì

ÉgêîÇÕPWR44 äÓÅABWR22 äÓÇÃåv66 äÓÅB

NREP

(NUREG/ CR-

2815) ÇÃ

ÉfÅ[É^

í èÌ PSA Ç≈égÇÌÇÍÇÈñÒ40 ÇÃã@éÌÇ™åfç⁄ Ç≥ÇÍÅAÉuÉâÉìÉgå≈óLÉfÅ[É Ç™

Ç»Ç¢èÍçáÇ…àÍ î ÉfÅ[É Ç∆ÇµÇƒégópÇ≥ÇÍÇÈÅBÉfÅ[É ÇÕÅA1982 îNÇ…NRC

ÇÃéÂç√Ç≈é¿é{Ç≥ÇÍÇΩêMóäê´ÉfÅ[É ÇÃÉèÅ[ÉNÉVÉáÉbÉvÇ≈êÍñÂâ∆ÇÃà”å©Ç…

äÓÇ√Ç çÏ ê Ç≥ÇÍÇΩÇ‡ÇÃÇ∆ÅAIREP éËèáèëÇÃÉfÅ[É ÇëgçáÇπÇΩÇ‡ÇÃÅB

ïƒ çë

IEEE

(Std 500)ÇÃ

ÉfÅ[É^

ìdãCïi Ç‚åvëï ïi ÇÃåÃè·ó¶ÉfÅ[É Ç™ñLïx Ç»ÉfÅ[É èWÅBå≥ÉfÅ[É Ç∆Ç»ÇÈÉf

Å[É ÇÕÅALER åÃè·ó¶Ç‚ NPRDSÅAIPRD Ç∆Ç¢Ç¡ÇΩäeéÌÇÃÉfÅ[É èWÇ©ÇÁÇÃ

à ópÇ‚ÅAêÍñÂâ∆ÇÃà”å©ÇèWñÒÇµÇƒåÃè·ó¶ÉfÅ[É Çç\ íz ÇµÇΩÇ‡ÇÃÅB



米国主要データとの比較米国主要データとの比較米国主要データとの比較米国主要データとの比較



国内故障率の基礎データの収集および算出

国内故障率の基礎データの収集および算出

47 万機器

1230件

16カ年 49 プラント



機器員数データ：系統と機器の分類整備機器員数データ：系統と機器の分類整備

調査対象系統» BWR20 系統、 PWR13 系統の安全系および主要

な常用系

» PSAで対象となる安全系及びそれらの系統にある機器と同等の運転状態にある機器を実機の系統図より分類し整備



対象系統対象系統



機器のバウンダリ機器のバウンダリ



機器仕様データ機器仕様データ



機器仕様データ ( リスト画面 )機器仕様データ ( リスト画面 )



・各事例の検討内容の整備・系統毎の機器の仕様データの　整理と確認・技術継承データベースの管理

故障の分類故障の分類



時間故障率の算出時間故障率の算出

機器の故障率» λ = r / T〔 1/h 〕

r :　故障モード別故障件数 T :　延べ運転時間 (延べ待機時間 )なお、故障件数が 0件の場合は 0.5 件と仮定した。

ポンプ、ファン /ブロアの故障率» 起動失敗は安全系待機機器を対象、継続運転失敗は常用系運転機器を対象として故障率を算出



プラント固有データの活用　 -米国プラント固有データの活用　 -米国

“The Bayesian Analysis Reliability Tool (BART) was used to generate distributions (mean, 5th and 95th percentile) for each reactor by performing an update of the pre-1989 generic distribution with the plant specifc 1989-1998 data for each reactor. Figure 2 provides an example result from the BART update process.”

DERIVATION SHUTDOWN INITIATING EVENT FREQUENCIES , Jefrey T. Mitman,EPRI : PSAM5.

基本的に Genericではなく Specific データを利用する。

・燃料交換停止時毎に NUREG等のデータから発電所の実績を用いてベイズ処理等を用いて個別データにアップデート



重要度分類表示例　重要度分類表示例　 (( 主給水喪失時主給水喪失時 ))重要度分類表示例　重要度分類表示例　 (( 主給水喪失時主給水喪失時 ))

注 :　この試計算は CDFではなく、系統の機能喪失を元に重要度ランキングを付けている。



重要度評価分類 (1/2)重要度評価分類 (1/2)

(1) 　 Birmbaum重要度　　着目事象 A の発生の有無が系統の非信頼度に及ぼす影響度を表す。

(2) 　 Criticality 重要度　　系統の非信頼度が着目事象 A の発生によって生じる確率 (寄与率 ) を表

す。

(3) 　 Risk Achievement Worth　　着目事象 A の発生確率が 1 になった場合の系統非信頼度の増加割合を表

す。ある機器が必ず故障すると仮定した場合に、系統非信頼度の増加に最も大きく寄与する機器を抽出する。

€

Birmbaum=P(Top/A=1) −P(Top/A=0)

€

Criticality=(P(top/A=1) −P(top/A=0))P(A )

P(top)

€

RiskAchievementWorth=P(top/A=1)

P(top)



重要度評価分類 (2/2)重要度評価分類 (2/2)

(4) 　 Risk Reduction Worth　　着目事象 A の発生確率が 0 になった場合の系統非信頼度の低減効果を表す。ある機器の故障が完全に防止できると仮定した場合に、系統非信頼度の低減率の効果を表わすため、予防保全の対象として効果のある機器の抽出に適する。

(5) 　 Fussell-Vesely 重要度　　着目事象 A を含む最小カットセットがどれだけ系統の非信頼度に対して寄与しているかを示す。

€

RiskReductionWorth=P(Top)

P(Top /A=0)

€

FV =P(Ci )∑

P(Top)

=P(Top) −P(Top /A=0)

P(Top)

Documents

Copyright © 2003 CRIEPI All rights reserved 原子力発電所の PRA と国内故障率 ( 財 ) 電力中央研究所 原子力情報センター

Copyright © 2003 CRIEPI All rights reserved 原子力発電所の PRA と国内故障率 ( 財 ) 電力中央研究所原子力情報センター