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概要
原子力発電所の出力運転状態を対象とした確率論的リスク評価に関する実施基準（レベル1PRA編）：201xは，日本原子力学会が標準委員会リスク専門部会の下にレベル１PRA分科会を設けて検討し，リスク専門部会及び標準委員会での審議を経て策定・発行したものです。この標準は，原子力発電所の出力運転状態における内的事象に関するリスクを総合的に評価することを目的に実施する確率論的リスク評価(PRA)のうち，炉心損傷の発生頻度までを評価するレベル1のPRAを実施する場合の要件及びそれを満たす具体的な方法を実施基準として規定したものです。原子力発電所のPRAは，確率論を用いてそのリスクを総合的かつ定量的に評価する手法であり，炉心又は燃料の損傷に係る事象に着目して，損傷に至る事故シナリオ及び損傷後の事故進展を定量化することによって，発生頻度と影響を推定することができます。PRAの特徴は，原子力発電所のリスクにかかわる評価を現実的な仮定の基に論理的かつ包括的に行うことができること，リスクに影響を与える要因について定量的な考察が可能であること，及び原子力発電所やその構成設備に関する特性ならびに現象論に関する知識・データの不確実さとそれらによりもたらされる評価結果の不確実さを明示することができることなどにあります。PRAについては，1975年に米国で公表された“原子炉安全研究(WASH-1400)”を出発点として，各国で技術開発，事例適用，及び応用研究が進められてきた結果，今日では，PRAは安全規制を含む安全設計・運転管理等の広い分野における意思決定プロセスを支援する効果的な手段と認識されています。また，2011年3月に発生した福島第一原子力発電所事故は，津波によって建屋内部に浸水するなどの影響によって，複数の安全上重要な設備が機能喪失してしまった事故ですが，このような安全上重要な設備の共通原因故障が炉心や格納容器などに及ぼす影響を分析する手段としても，PRAは非常に有用な技術です。我が国におけるPRAの適用例としては，アクシデントマネジメント策の有効性検討及び定期安全レビューにおける原子力発電所の定量的安全評価がありますし，規制当局においては，2012年に新設された原子力規制委員会において，新しい安全規制の中でPRAを積極的に活用していくことが検討されています。このように，PRAの有効性が認識され，その活用が進んでくるにつれて，PRAに関する品質及び透明性の確保がより重要な課題となってきています。これらの資質を確保するためには標準的な評価手順を提示することが有効な手段であると考えられるため，標準委員会では，その活動の一環として原子力施設のPRAの実施に関する標準の整備を行っています。原子力発電所を対象とするPRAにおいては，一般的に，運転状態については，出力運転時と停止時を区別してPRAを分類し，想定すべき事象については，事故の発端となる事象の特性に応じて，発電システムの内部で起きる機器故障及び人的過誤などの内的事象に起因するPRA並びに地震，津波などの外的事象に起因するPRAに大別されます。またこれを評価する指標の範囲は，炉心損傷頻度までを評価するレベル1PRA，レベル1PRAの結果を受けて格納容器破損頻度及び放射性物質の環境への放出量やタイミングなど（ソースターム）を評価するレベル2PRA，さらに，ソースタームをもとに公衆や環境への影響の頻度と大きさ（リスク）を評価するレベル3PRAに分類されます。このように評価範囲が多岐に渡ることから，当学会におけるPRA標準の整備は国内での活用のニーズ，PRA技術の整備状況などを考慮して，段階的に進められています。本標準は，“原子力発電所の出力運転状態を対象とした確率論的安全評価に関する実施基準（レベル1PSA編）：2008”が発行後5年を経過したことから改定するものであり，改定に当たっては，最新知見を踏まえたPRA技術の向上を反映させるとともに，品質や透明性の確保がより適切に行われるよう，要求事項の見直しを行いました。さらに，PRAの結果を意思決定に利用する場合に，特に手法やデータに伴う限界及び不確実さを十分に認識し，利用目的に応じて決定論的な解析や専門家判断などPRA以外の参考情報と適切に組合せて判断することが重要であることを踏まえて，こうした判断に必要なPRA実施過程での前提条件や不確実さの情報が明示されるべきことにも留意しました。現在は公開しておりません。ご意見はありませんでした。
