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丸山 結; 喜多 利亘*; 倉本 孝弘*
日本原子力学会誌ATOMO
, 62(6), p.328 - 333, 2020/06
発電用原子炉施設, 核燃料施設などの原子力関連施設の安全確保において、確率論的リスク評価(PRA)が重要な役割を担っている。PRAより得られる様々な知見や情報が原子力関連施設の運用に関する意思決定に有用であり、自主的安全性向上活動、新検査制度などにおいて、PRAより得られるリスクの活用もなされている。一方で、PRAの評価技術についても、日本原子力学会標準委員会において、PRA手法を中心とした標準(実施基準)の整備を行うなど段階的に進展している。こういった背景の中で、「よくわかるPRA; うまくリスクを使えるために」と題する連載講座を本稿から7回にわたって開講する。第1回は、原子炉施設及び核燃料施設を対象に、内的事象及び外的事象、レベル1, レベル2及びレベル3、各運転状態(通常運転時や停止時)に対するPRAについて、技術の現状及び応用例、今後の技術課題や研究・開発の方向性について概説する。
高田 孝
no journal, ,
標準委員会では、原子力安全の考え方のような上位概念から、実施基準に至る階層的体系構造を有した標準の策定を行っている。新検査制度の確実で効果的な実行は、我が国の原子力安全向上に重要であり、この中でリスク情報の果たす役割は大きい。確率論的リスク評価(PRA)標準の整備では、リスク情報活用に必要な種類と品質のものを標準委員会で整備を行ってきた。本報では、今後必要となるPRA標準の体系的な構造や品質ならびその実現について考察する。
山野 秀将
no journal, ,
米国では、民間投資が盛んになり、従来炉と異なる小型モジュール炉(SMR)や非軽水型の新型炉の開発が活発になってきている。米国原子力規制委員会(NRC)は、新型炉許認可に向け、炉型横断的なリスク情報を活用した性能を基準とする枠組みを定めた新たな規則の草案について、2020年11月に意見公募を開始した。本講演では、米国を中心として、新型炉の安全規制の取り組み状況について報告する。
Zheng, X.; 玉置 等史; 丸山 結; 高田 毅士; 成川 隆文*; 高田 孝*
no journal, ,
動的確率論的リスク評価(動的PRA)手法は、事象の時間進展を明示的に取り扱うことで、シナリオや成功基準の事前設定に依らずにリスク評価が可能である。このような特徴を踏まえ、リスクトリプレットの観点から、動的PRAにおけるリスク重要度のコンセプトと指標を検討した。さらに、検討した重要度指標を動的PRAに適用し、その有効性を評価した。本報告は、原子力規制における従来のリスク重要度指標の活用状況を調査するともに、時間に依存するソースタームの環境への放出量(影響度)と格納容器機能喪失頻度(CFF)を対象とし、新たなリスク重要度指標の動的レベル2 PRAへの適用を試みる。