報告書番号

L11018

タイトル（和文）

共通原因故障の事例分析判断ガイドとパラメータ不確かさ評価手法の提案

タイトル（英文）

The proposed guideline of common cause failure event analysis and the proposed evaluation procedure of CCF parameters with uncertainty

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

確率論的リスク評価（PRA）は，原子力発電所（原子力発電）などの大規模なシステムの事故シーケンスを体系的に分析し，システムの安全性を向上させる方策を開発するための有用なアプローチである。原子力の安全性に関して共通原因故障（CCFs）は特に重要な影響を持っているため，国内のCCF事象分析手順ととPRAで使用されるCCFモデルパラメータの評価手順を策定している。本報告では，劣化・タイミング・原因共有性，の3つの要因の工学的判断のためのガイドラインを開発し、それらを国内原子力発電所機器の故障事例に適用して機器別のインパクトベクトル（CCFイベント数のベクトル）を計算した。さらに，α-ファクタモデルとMGLモデルにインパクトベクトルを使用してCCFパラメータの不確実性分布を評価する式・手順を整備し，実事例の試算によりその実用性を示した。

概要 （英文）

Probabilistic risk assessment (PRA) is useful approach to systematically analyze accident sequences of large systems such as nuclear power plants (NPPs) and develop the measures to improve the safety of the systems. Since common cause failures (CCFs) have particularly significant influence on the nuclear safety, the authors are developing the assessment methods of domestic CCF events and the evaluation procedure of CCF model parameters used in PRA. In this report, the guidelines for engineering judgment of 3 factors of degradation, timing, and shared cause are developed, and they are applied to the component failures in the domestic NPPs to calculate impact vectors (vectors of numbers of CCF events) for the components. Moreover, the evaluation formula for the CCF parameters uncertainty distributions using the impact vectors in alpha-factor model and Multiple Greek Letter (MGL) model are arranged and demonstrated as feasible in the trial calculation.

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