[保安院] アクシデントマネジメント ＰＳＡで有効性を確認

　原子力安全・保安院は１８日、各電気事業者が今年３月に提出した全原子炉のアクシデントマネジメント（ＡＭ）整備後の確立論的安全評価（ＰＳＡ）について、同院の評価結果を発表した。各炉とも２００２年度に実施した代表炉のＰＳＡ結果と同様、ＡＭ整備により安全性の向上を確認。代表炉の炉心損傷頻度と有意な差がある炉では、系統構成など明確な要因も分析し、事業者評価を妥当とした。

　ＡＭは、原子力発電所が設計基準事象を超えた場合でも、過酷事象（シビアアクシデント）への拡大を防止する運転管理方法や設備の整備。電気事業者はすでに０２年度までに全５２基のＡＭ整備を完了、保安院は整備結果を評価した。同時に各炉型を代表する１３基はＰＳＡも実施。ＡＭ整備により炉心損傷頻度の一桁近い低減を確認した。

　今回の評価は、代表炉以外の３９基のＰＳＡ報告を受け、炉心損傷頻度に着目して代表炉と比較するとともに、ＰＳＡ結果に有意な差がある場合、その要因を分析。さらにこの差の定量的評価のため、原子力安全基盤機構が代表炉のモデル変更を行い、感度解析を実施、炉心損傷頻度の相違を合理的に説明した。

　ＢＷＲで有意な差があると考えられ分析したのは福島第一５号炉（ＡＭ前２．４×１０のマイナス７乗／炉年）、柏崎刈羽２号炉、浜岡３号炉など。福島第一５号炉は低圧系注入弁の炉圧低下開許可信号の構成機器が少ないことにより、柏崎刈羽２号炉は非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）サポートの中間ループの冗長化により、浜岡３号炉は補機冷却系の常時運転により、それぞれ炉心損傷頻度が低い値となっている。

　同じくＰＷＲでは泊１・２号炉が再循環切替操作の自動切替設計により、美浜１号炉は再循環サンプの第二隔離弁の常時開運用により、伊方３号炉は高圧注入ポンプ運転時の低圧注入系のブースティング不要により同頻度が低く、敦賀２号炉はこれが必要で高い。

　保安院では、シビアアクシデントは世界的に研究中で、今後有用な知見が得られた場合、ＡＭに反映させることが重要としている。