Application of PSA to model facility for MOX fuel fabrication

モデルMOX燃料加工プラントのPSAの適用

玉置 等史 ; 吉田 一雄 ; 濱口 義兼*

Tamaki, Hitoshi; Yoshida, Kazuo; Hamaguchi, Yoshikane*

確率論的安全評価では、総合的かつ構造化された手法を用いて原子力施設の安全性を評価する。これにより得られるリスク情報は、原子力施設に対する効果的な規制活動及び安全機能の効率的な保守に利用できる可能性がある。原子力機構では、MOX燃料加工施設に適したPSA実施手順を構築した。この実施手順は、簡易的なPSA手法を用いて施設全体を評価する概略的PSAと、概略的PSAにより選別されたリスク上重要と考えられる事象を対象に原子炉施設のレベル1及びレベル2PSAに相当する分析を行う詳細なPSAの2つのステップで構成される。この実施手順を用いて計画中のMOX燃料工場の公開情報を参考に設定した実規模のモデルプラントを対象にPSAを実施し、得られた結果をリスクプロファイルとしてまとめ、これを用いて重要な事故シナリオを同定する方法を示した。

A PSA is a comprehensive and structured method for assessing the safety of a nuclear facility. This method also provides risk information that could be applied to effective regulatory activities for nuclear facilities and so on. A PSA procedure for MOX fuel fabrication facility has been developed at JAEA. This procedure consists of two steps. One is called as preliminary PSA using simple methods for likelihood and consequence evaluation through whole processes in the facility. The other step is called as detailed PSA and is carried out to evaluate risk of the significant events using methods corresponding to level 1 PSA and level 2 PSA for nuclear power plants. The procedure was applied to a practical model facility based on process information and handling quantities of materials from the planned MOX fabrication plant to understand risks at whole processes in the model facility. A risk-profile, which consisted of dominant accident sequences, was also obtained through this analysis.