報告書番号

T99079

タイトル（和文）

リスクインフォームド評価技術の日本における適用可能性と今後の方向性

タイトル（英文）

Feasibility of Risk-Informed Technology for Japanese Nuclear Power Plants

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

米国のリスクインフォームド供用期間中検査技術（Risk-Informed Inservice Inspection）は，確率論的安全評価（PSA）の応用により原子力発電所の運転保守をリスク重要度の高い領域に再配分し，安全性維持と作業合理化・コスト低減の両立を図るものである。米国では運転保守の規格基準（米国機械学会：ASME Sec.XI）や規制に同技術が導入されている。米国のRI-ISI手法には，ASME Researchの開発した定量的手法とEPRIの開発定性的手法がある。前者は確率論的破壊力学計算とPSA計算から，機器のリスク重要度を炉心損傷頻度で判断する。一方後者は，米国内の破損事例に基づく破損可能性評価ルールとPSAの知見に基づく破損影響評価ルールとから，機器のリスク重要度を定性的に判断する。ASME手法に使用される確率論的破壊力学の対象は初期溶接欠陥と応力腐食割れに限られており，実際の破損件数が多い高サイクル疲労などには不十分である。一方，ERPI手法は，日本に適用するには日本の破損事例を分析・整理して評価ルールに反映させねばならない。また，PSA利用の際は，近年当所原子力情報センターなどで整備されている国内故障率データを反映することが必要条件である。以上に鑑み，日本のRI-ISI用に配管破損可能性評価の支援ツール「静的機器重要部位選定支援システム」を提案した。これは，破損事例データベース，破損解析ツール，破損可能性チェックシートなどのモジュールからなり，発電所員がインターネットを通じて必要な評価を実施できるものである。

概要 （英文）

Risk-informed technology utilizes Probabilistic Safety Assessment(PSA) for streamlining the maintenance of nuclear power plants. With this technology, plant components are categorized as ether high or low-safety-significant components. The Maintenance requirements focus on high-safety-significant components and are relieved for low-safety-significant ones. This is expected to reduce plant cost while maintaining safety. We investigated especially risk-informed inservice inspection of piping in U.S. nuclear power plants in the interest of determining its feasibility for Japanese plants. Quantitative and qualitative RI-ISI methods were developed by the ASME Research/Westinghouse Owners Group and EPRI, respectively. These methods have been incorporated in the ASME Section XI Code Cases and endorsed by U.S.NRC. The quantitative method evaluates component segment risks in terms of pipe failure probability calculated with a probabilistic fracture mechanics(PFM) model and pipe failure impact categorization on core damage frequency(CDF) calculated with PSA. The Qualitative method uses the pipe failure potential categorization derived from the plant service experiences and the pipe failure impact on CDF derived from the PSA insight. The PFM model is applicable only to failures from initial welding defects and stress corrosion cracking, therefore it does not cover such significant failure mechanisms found in nuclear power plants as corrosion or high-cycle-fatigue, etc. Thus, a qualitative failure potential categorization method was developed on the basis of the service experiences of U.S. nuclear power plants, so that appropriate categorization rules must be developed on the basis of the service experiences of Japanese plants . Accordingly, we have devised a software framework with a computer-aided system for the selection of risk significant elements. The system consists of a piping failure database module, a piping failure analysis module, and a piping failure potential estimation module. This system will be accessible by web browsers on the internet, and will assist utilities professionals in determining risk-significant nuclear piping segments in risk-informed applications. We continue to develop and equip this system with a broad range of expertise with the aim of constructing a practical system through trial use in actual plants.

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