JP2021117092A - 原子力プラントのリスク評価システム、リスク評価方法、及び、リスク評価プログラム - Google Patents

Abstract

【課題】原子力プラントにおけるリスク評価を少ない演算負荷で実施する。【解決手段】炉心の損傷を防止するための炉心損傷防止システム、及び、格納容器の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムを含む原子力プラントのリスク評価システムであって、原子力プラントのリスク評価システムは、炉心損傷防止システム及び格納容器損傷防止システムに関するイベントを含む第１イベントツリーを有し、各イベントの成功又は失敗を含むシナリオ情報を出力する第１解析モデルと、格納容器の機能喪失に関連した物理化学現象に関するイベントを含む第２イベントツリーを有し、格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を出力する第２解析モデルとを備え、これらを用いて、各シナリオにおける格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を算出する。【選択図】図２

Description

本開示は、原子力プラントのリスク評価システム、リスク評価方法、及び、リスク評価プログラムに関する。

原子力プラントでは、確率論的リスク評価（ＰＲＡ：Ｐｒｏｂａｂｉｌｉｓｔｉｃ Ｒｉｓｋ Ａｓｓｅｓｓｍｅｎｔ）を用いて、例えば、プラントの運転管理に内在する内的事象や、地震や津波等の外的事象による結果の不確実性を考慮した上で、異なる安全対策の効果比較や施設の安全性を総合的に評価している。

特許文献１では、原子力プラントにおけるＰＲＡの評価例の一つが開示されている。原子力プラントにおけるＰＲＡは主に３つのレベルに分けられており、レベル１ＰＲＡは、炉心損傷に至る事故シナリオを同定するとともに、そのシナリオの発生頻度が評価される。レベル２ＰＲＡでは、レベル１ＰＲＡに加えて、原子炉格納容器から大量の放射性物質が拡散する事故シナリオを同定するとともに、事故シナリオでの原子炉冷却系の内部及び格納容器内の熱水力及び放射性物質の挙動を予測し、環境中に放出される放射性物質の種類と量及びその頻度が評価される。レベル３ＰＲＡでは、レベル２ＰＲＡに加えて、気象条件などを考慮して原子力プラントから放出される放射性物質の環境中移行を予測して、被ばくによる一般公衆への健康影響が評価される。特許文献１では、レベル３ＰＲＡによるリスク評価を考慮して、原子力プラントにおいて緊急事象が発生した場合の避難対応時におけるリスクを系統的に評価する手法が検討されている。

特開２０１８−６０２５５号公報

（社）日本原子力学会、原子力学会標準「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）：２０１３」 （社）日本原子力学会、原子力学会標準「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２ＰＲＡ編）：２０１６」 （社）日本原子力学会、原子力学会標準「原子力発電所の確率論的安全評価に関する実施基準（レベル３ＰＳＡ編）：２００８」

前述のように原子力プラントのＰＲＡでは、３つのレベルに分けられてリスク評価がなされる。例えば、レベル２ＰＲＡでは、レベル１ＰＲＡに加えて、原子炉格納容器から大量の放射性物質が拡散する事故シナリオを特定することから、レベル１ＰＲＡに対応するイベントツリーで特定される各シナリオを、レベル２ＰＲＡに対応するイベントツリーに引き継ぐことで、シナリオごとの確率頻度の算出が行われる。このような確率頻度の算出は、従来、レベル１ＰＲＡ及びレベル２ＰＲＡにわたって一体的に構成されたイベントツリーに基づいて行われていた。しかしながら、このような手法では、レベル１ＰＲＡ及びレベル２ＰＲＡを一気通貫で評価する構成となっているためイベントツリーが巨大化し、演算負担が膨大なものになってしまう。例えば、レベル１ＰＲＡでは、各イベントの成功又は失敗の組み合わせによって約１０００パターンものシナリオが想定されるため、これらを個別にレベル２ＰＲＡに引き継ぐと、演算量が膨大になってしまう。演算負担が膨大なため、計算に掛かる時間が膨大になり、コンピュータ装置の挙動が安定せず停止するケースもあった。

本開示の少なくとも一実施形態は上述の事情に鑑みなされたものであり、原子力プラントにおけるリスク評価を少ない演算負荷で実施可能な原子力プラントのリスク評価システム、リスク評価方法、及び、リスク評価プログラムを提供することを目的とする。

本開示の少なくとも一実施形態に係る原子力プラントのリスク評価システムは上記課題を解決するために、
炉心の損傷を防止するための炉心損傷防止システム、及び、格納容器の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムを含む原子力プラントのリスク評価システムであって、
前記炉心損傷防止システム、及び、前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベントを含む第１イベントツリーを有し、前記格納容器の損傷に至るまでの前記格納容器損傷防止システムに関する各イベントの成功又は失敗を含むシナリオ情報を出力する第１解析モデルと、
前記格納容器の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベントを含む第２イベントツリーを有し、前記シナリオ情報に対応するシナリオごとに前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を出力する第２解析モデルと、
前記第１イベントツリー及び前記第２イベントツリーに含まれる各イベントに対して、成功又は失敗の成否確率を設定する成否確率設定部と、
前記起因事象の発生頻度が前記第１解析モデルに入力された際に、前記第１解析モデルから出力される前記シナリオ情報を前記第２解析モデルに入力することにより、前記シナリオ情報に基づく各シナリオにおける前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を算出する確率頻度算出部と、
を備える。

本開示の少なくとも一実施形態に係る原子力プラントのリスク評価方法は上記課題を解決するために、
炉心の損傷を防止するための炉心損傷防止システム、及び、格納容器の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムを含む原子力プラントのリスク評価方法であって、
（ｉ）前記炉心損傷防止システム、及び、前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベントを含む第１イベントツリーを有し、前記格納容器の損傷に至るまでの前記格納容器損傷防止システムに関する各イベントの成功又は失敗を含むシナリオ情報を出力する第１解析モデルと、（ｉｉ）前記格納容器の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベントを含む第２イベントツリーを有し、前記シナリオ情報に対応するシナリオごとに前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を出力する第２解析モデルとを用意する工程と、
前記第１イベントツリー及び前記第２イベントツリーに含まれる各イベントに対して、成功又は失敗の成否確率を設定する工程と、
前記起因事象の発生頻度を前記第１解析モデルに入力する工程と、
前記第１解析モデルから出力される前記シナリオ情報を前記第２解析モデルに入力することにより、前記シナリオ情報に基づく各シナリオにおける前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を算出する工程と、
を備える。

本開示の少なくとも一実施形態に係る原子力プラントのリスク評価プログラムは上記課題を解決するために、
炉心の損傷を防止するための炉心損傷防止システム、及び、格納容器の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムを含む原子力プラントのリスク評価プログラムであって、
コンピュータ装置で、
（ｉ）前記炉心損傷防止システム、及び、前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベントを含む第１イベントツリーを有し、前記格納容器の損傷に至るまでの前記格納容器損傷防止システムに関する各イベントの成功又は失敗を含むシナリオ情報を出力する第１解析モデルと、（ｉｉ）前記格納容器の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベントを含む第２イベントツリーを有し、前記シナリオ情報に対応するシナリオごとに前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を出力する第２解析モデルとを用意する工程と、
前記第１イベントツリー及び前記第２イベントツリーに含まれる各イベントに対して、成功又は失敗の成否確率を設定する工程と、
前記起因事象の発生頻度を前記第１解析モデルに入力する工程と、
前記第１解析モデルから出力される前記シナリオ情報を前記第２解析モデルに入力することにより、前記シナリオ情報に基づく各シナリオにおける前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を算出する工程と、
を実行可能である。

本開示の少なくとも一実施形態によれば、原子力プラントにおけるリスク評価を少ない演算負荷で実施可能な原子力プラントのリスク評価システム、リスク評価方法、及び、リスク評価プログラムを提供できる。

原子力プラントの概略構成図である。 本開示の少なくとも一実施形態に係るリスク評価システムの全体構成図である。 第１解析モデルを示す図である。 第２解析モデルを第１解析モデルの一部とともに示す図である。 シナリオ情報の設定例である。 起因事象ごとの発生頻度の一例である。 本開示の少なくとも一実施形態に係るリスク評価方法を工程毎に示すフローチャートである。

以下、添付図面を参照して本発明の幾つかの実施形態について説明する。ただし、実施形態として記載されている又は図面に示されている構成部品の寸法、材質、形状、その相対的配置等は、本発明の範囲をこれに限定する趣旨ではなく、単なる説明例にすぎない。

本開示の少なくとも一実施形態に係るリスク評価システム１００は、原子力プラント１を対象とする。図１は原子力プラント１の概略構成図である。

原子力プラント１は、核***反応で発生する熱エネルギーにより蒸気を生成するための原子炉格納容器２を備える。原子炉格納容器２は、核燃料を含む炉心を有する原子炉容器４（圧力容器）を備える。原子炉容器４にはペレット状の核燃料（例えばウラン燃料やＭＯＸ燃料等）を含む燃料棒（不図示）が収容されており、この燃料の核***反応で発生する熱エネルギーにより、原子炉容器４の中の一次冷却水が加熱される。原子炉容器４には、原子炉出力を制御するために、核燃料を含む炉心で生成される中性子数を吸収して調整するための制御棒８が設けられている。

一次冷却水が流れる一次冷却ループ１０は、前述の原子炉容器４に加え、加圧器１２、蒸気発生器１４及び一次冷却材ポンプ１６を備える。加圧器１２は、一次冷却ループ１０において、一次冷却水が沸騰しないように、一次冷却水を加圧するように構成される。蒸気発生器１４では、一次冷却ループ１０を流れる一次冷却水と二次冷却ループ１８を流れる二次冷却水（二次冷却材）との熱交換により、二次冷却水を加熱して蒸気を発生させる。一次冷却材ポンプ１６は、一次冷却ループ１０において一次冷却水を循環させるように構成される。
尚、加圧器１２、蒸気発生器１４及び一次冷却材ポンプ１６は、前述の原子炉容器４とともに原子炉格納容器２に格納されている。

二次冷却ループ１８を構成する配管２１，２２は、不図示の蒸気タービンに連結されている。蒸気タービンは、配管２１を介して蒸気発生器１４から送られる蒸気により駆動され、発電を行う。蒸気タービンを駆動した蒸気は、復水器（不図示）で冷却されて復水となり、配管２２を通して蒸気発生器１４に戻される。

尚、図１に示す原子炉格納容器２は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ）である。他の実施形態では、原子炉格納容器２は沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ）であってもよく、あるいは、加圧水型原子炉及び沸騰水型原子炉を含む軽水炉とは異なり、減速材又は冷却材として軽水以外の物質を用いるタイプの原子炉であってもよい。

このような構成を有する原子力プラント１は、炉心（原子炉容器４）の損傷を防止するための炉心損傷防止システムと、原子炉格納容器２の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムと、を備える。炉心損傷防止システムは、炉心の損傷を防止するために機能する複数の機器ＭＳ１、ＭＳ２、・・・を含み、図１では一部の例として、炉心注入系１５が示されている。格納容器損傷防止システムは、原子炉格納容器２の損傷を防止するために機能する複数の機器ＣＳ１、ＣＳ２、・・・を含み、図１では一部の例として、格納容器スプレイ系１７が示されている。
尚、炉心損傷防止システムを構成する機器ＭＳ１、ＭＳ２、・・・及び格納容器損傷防止システムを構成する機器ＣＳ１、ＣＳ２、・・・は、互いに異なっていてもよいし、互いに重複していてもよい。

続いて上記構成を有する原子力プラント１を評価対象とする、リスク評価システム１００について説明する。リスク評価システム１００は、原子力プラント１において炉心損傷が発生した際に、炉心損傷が進行して原子炉格納容器２が損傷し、原子炉格納容器２の機能喪失に至るまで一連の流れにおいて、原子炉格納容器２の損傷状態ごとの各シナリオの確率頻度を算出することにより、定量的なリスク評価を行う。このようなリスク評価システム１００は、例えば、コンピュータのような電子演算装置を含むハードウェア構成を有し、本開示の少なくとも一実施形態に係るリスク評価プログラムがインストールされることにより、本開示の少なくとも一実施形態に係るリスク評価方法を実施可能に構成される。

尚、リスク評価プログラムは、例えば所定の記憶媒体に記録されていてもよい。この場合、リスク評価システム１００は、記憶媒体を読み取ることにより上記ハードウェア構成にリスク評価プログラムをインストールすることで実現される。このようなリスク評価プログラムが記録された記憶媒体もまた、本開示の一実施形態に含まれる。

図２は本開示の少なくとも一実施形態に係るリスク評価システム１００の全体構成図である。リスク評価システム１００は、起因事象発生頻度取得部１０２と、解析モデル記憶部１０４と、成否確率設定部１０６と、確率頻度算出部１０８と、解析部１１０と、を備える。

尚、図２ではリスク評価システム１００の内部構成を機能ブロックによって示しているが、これらの機能ブロックは、後述するリスク評価方法の各工程に対応するように規定した一例に過ぎず、幾つかの機能ブロックが統合されていてもよいし、複数の機能ブロックに更に細分化されていてもよい。

起因事象発生頻度取得部１０２は、原子力プラント１が備える炉心が損傷する要因となり得る起因事象の発生頻度を取得するための構成である。起因事象は、原子力プラント１の炉心が損傷する要因として想定され得る事象であり、例えば、内的事象では大破断ＬＯＣＡ、及び、外的事象では原子炉建屋損傷を含む。起因事象発生頻度取得１０２部が取得する起因事象ごとの発生頻度は、過去データに基づく実績値であってもよいし、シミュレーションなどによって算出された仮想値であってもよい。

図６は起因事象ごとの発生頻度の一例である。図６では、炉心損傷に関して想定され得る複数の起因事象Ａ、Ｂ、・・・が示されている。また、各起因事象Ａ、Ｂ、・・・について発生頻度ＮＡ、ＮＢ、・・・が予め特定されている。このような起因事象Ａ、Ｂ、・・・と発生頻度ＮＡ、ＮＢ、・・・との組み合わせは、予めアクセス可能な記憶装置に読み出し可能に記憶され、起因事象発生頻度取得部１０２によって読み出されることで取得されてもよいし、オペレータの操作によって入力インターフェイス（不図示）を介して入力されたものが起因事象発生頻度取得部１０２によって取得されてもよい。

解析モデル記憶部１０４は、リスク評価を実施するために用いられる解析モデル１１２を記憶するための構成であり、ハードウェア構成としては、例えばデータベースのような記憶装置から構成される。解析モデル１１２は、原子力プラント１で発生した炉心損傷が原子炉格納容器２の損傷に至るまでの各シナリオを構成する複数のイベントを含むイベントツリーを有する。このイベントツリーは、入力として起因事象発生頻度取得部１０２によって取得される起因事象Ａ、Ｂ、・・・ごとの発生頻度ＮＡ、ＮＢ、・・・を受け付け、シナリオごとに原子炉格納容器２の機能喪失が生じる確率頻度を出力可能に構成される。

図３及び図４は解析モデル記憶部１０４に記憶される解析モデル１１２を概念的に示す図である。解析モデル１１２は、第１解析モデル１１２Ａ及び第２解析モデル１１２Ｂを含んで構成されており、図３は第１解析モデル１１２Ａを示し、図４は第２解析モデル１１２Ｂを第１解析モデル１１２Ａの一部とともに示している。

第１解析モデル１１２Ａは、起因事象発生頻度取得部１０２で取得される起因事象Ａ、Ｂ、・・・ごとの発生頻度ＮＡ、ＮＢ、・・・を入力として受け付ける第１イベントツリーＥＴ１を有し、第１イベントツリーＥＴ１の出力が第２解析モデル１１２Ｂに入力されるように構成される。第２解析モデル１１２Ｂでは、第１解析モデル１１２Ａの第１イベントツリーＥＴ１からの出力を入力として受け付ける第２イベントツリーＥＴ２を有し、シナリオごとに原子炉格納容器２の機能喪失が生じる確率頻度を出力するように構成される。

第１解析モデル１１２Ａは、原子力プラント１が備える炉心損傷防止システム、及び、格納容器損傷防止システムに関する複数のイベントを含む第１イベントツリーＥＴ１を有する。第１イベントツリーは、炉心損傷防止システムに関する複数のイベントを含む炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａと、格納容器損傷防止システムに関する複数のイベントを含む格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂと、を含む。炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａは、原子力プラントにおける３つのレベルのＰＲＡのうちレベル１ＰＲＡに対応するイベントツリーであり、格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂはレベル２ＰＲＡに対応するイベントツリーのうちシステムに関する部分である（すなわち第１イベントツリーＥＴ１は、従来のレベル１ＰＲＡに対してレベル２ＰＲＡのシステム部分が組み合わされた構成を有する）。

炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａは、炉心損傷防止システムを構成する機器ＭＳ１、ＭＳ２、・・・に対応する複数のイベントＭＳ１、ＭＳ２、・・・を少なくとも部分的に含んで構成され、炉心損傷の起因事象Ａ、Ｂ、・・・ごとに設定される。より具体的には、各炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａは、炉心損傷防止システムを構成する機器ＭＳ１、ＭＳ２、・・・のうち関連する起因事象が発生した際に機能する機器に対応するイベントが時系列順に配列されて構成され、各イベントにおいて成功又は失敗に対応する枝分かれ構造を有する。つまり炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａに含まれるイベントは、当該炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａに対応する起因事象に関連する炉心損傷防止システムの構成機器に対応する各イベントが選択されることで構成される（尚、互いに異なる起因事象に対応する炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａに含まれるイベントは、少なくとも一部が重複していてもよい）。

炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａは、各イベントＭＳ１、ＭＳ２、・・・を含む枝分かれ構造によって規定されるシナリオごとに、炉心損傷状態ＰＤＳを出力する。炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａから出力される炉心損傷状態ＰＤＳは、予め規定されたルールに基づいて分類される。図３の例では、炉心損傷状態ＰＤＳはいくつかの観点に基づく特徴に応じて、複数の炉心損傷状態ＰＤＳａ、ＰＤＳｂ、・・・に分類されている。このように、炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａから出力される炉心損傷状態ＰＤＳを所定のルールで分類することで、続く格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂへのデータ引き継ぎ量を抑え、演算負荷を効果的に軽減することができる。

格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂは、格納容器損傷防止システムを構成する機器ＣＳ１、ＣＳ２、・・・に対応する複数のイベントＣＳ１、ＣＳ２、・・・を少なくとも部分的に含んで構成され、炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａの出力である炉心損傷状態ＰＤＳごとに設定される。より具体的には、各格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂは、格納容器損傷防止システムを構成する機器ＣＳ１、ＣＳ２、・・・のうち関連する炉心損傷状態ＰＤＳが発生した際に機能する機器に対応するイベントが時系列順に配列されて構成され、各イベントにおいて成功又は失敗に対応する枝分かれ構造を有する。つまり格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂに含まれるイベントは、当該格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂに入力される炉心損傷状態ＰＤＳに関連する格納容器損傷防止システムの構成機器に対応する各イベントが選択されることで構成される（尚、互いに異なる炉心損傷状態ＰＤＳに対応する格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂに含まれるイベントは、少なくとも一部が重複していてもよい）。

このように第１イベントツリーＥＴ１では、異なる炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａから出力された炉心損傷状態ＰＤＳであっても、共通カテゴリに分類された炉心損傷状態ＰＤＳは、共通の格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂに入力される。図３を参照して説明すると、起因事象Ａに対応する炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａから炉心損傷状態ＰＤＳａが出力されるシナリオ、及び、起因事象Ｂに対応する炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａから炉心損傷状態ＰＤＳａが出力されるシナリオは、炉心損傷状態ＰＤＳａを入力とする共通の格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂに導かれる。これにより、起因事象ごとに設定される炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａに含まれる全シナリオの各々に対して個別に格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂを用意する場合に比べて、格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂの数が少なく済み、演算負荷を効果的に軽減することができる。

格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂは、各イベントＣＳ１、ＣＳ２、・・・を含む枝分かれ構造を経由したシナリオごとに、原子炉格納容器２の各損傷状態に至るまでの格納容器損傷防止システムに関する各イベントＣＳ１、ＣＳ２、・・・の成功又は失敗を含むシナリオ情報ＳＩを出力する。ここで図５はシナリオ情報ＳＩの設定例である。図５では、格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂに含まれる各イベントＣＳ１、ＣＳ２、・・・において、成功した場合には「０」が付与され、失敗した場合には「１」が付与されることで、これらの組み合わせによってシナリオ情報ＳＩが規定されるルールが示されている。例えば、イベントＣＳ１、ＣＳ２、・・・の各々で成功するシナリオでは、シナリオ情報ＳＩとして「ＰＤＳａ−０００」が出力される。また、イベントＣＳ１、ＣＳ２で成功し、且つ、イベントＣＳ３で失敗するシナリオでは、シナリオ情報ＳＩとして「ＰＤＳａ−００１」が出力される。また、イベントＣＳ１、ＣＳ３で成功し、且つ、イベントＣＳ２で失敗するシナリオでは、シナリオ情報ＳＩとして「ＰＤＳａ−０１０」が出力される。

尚、格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂでは、このようなシナリオ情報ＳＩに加えて、ＭＣＳ情報を出力可能に構成される。ＭＣＳ情報は、炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａ又は格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂの少なくとも一方に含まれる各イベントにおける成功又は失敗の要因となる機器損傷状態に関する情報である。具体的には、ＭＣＳ情報には、炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａに含まれる各イベントに対応して炉心損傷防止システムを構成する機器ＭＳ１、ＭＳ２、・・・の少なくとも一部における機器損傷状態、及び、格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂに含まれる各イベントに対応して格納容器損傷防止システムを構成する機器ＣＳ１、ＣＳ２、・・・の少なくとも一部における機器損傷状態が含まれる。これらのＭＣＳ情報は、解析部１１０に送られることで、後述する重要度・不確かさ解析に用いることができる。

第２解析モデル１１２Ｂは、原子炉格納容器２の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベントＰＨ１、ＰＨ２、・・・を含む第２イベントツリーＥＴ２を有する。第２イベントツリーＥＴ２に含まれる複数のイベントＰＨ１、ＰＨ２、・・・は、前述の格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂに含まれる複数のイベントＣＳ１、ＣＳ２、・・・に対応する物理化学現象に関する。本実施形態の第２イベントツリーＥＴ２は、このような原子炉格納容器２の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベントＰＨ１、ＰＨ２、・・・に加えて、格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂに含まれる複数のイベントＣＳ１、ＣＳ２、・・・を含むように構成されることで、両者のリンク付けがなされている。このような第２イベントツリーＥＴ２は、原子力プラントにおける３つのレベルのＰＲＡのうちレベル２ＰＲＡに対応するイベントツリーである。

第２イベントツリーＥＴ２は、炉心損傷状態ＰＤＳごとに設けられ、共通の炉心損傷状態ＰＤＳを有するシナリオは共通の第２イベントツリーＥＴ２に導かれるように構成される。具体的に説明すると、格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂからシナリオ情報ＳＩとして「ＰＤＳａ−０００」、「ＰＤＳａ−００１」、「ＰＤＳａ−０１０」、・・・が出力されるシナリオは、これらに共通する炉心損傷状態ＰＤＳａに対応する第２イベントツリーＥＴ２に入力される。第２イベントツリーＥＴ２では、シナリオ情報ＳＩ「ＰＤＳａ−０００」、「ＰＤＳａ−００１」、「ＰＤＳａ−０１０」、・・・に基づいて枝分かれ構造の分岐先を特定することで各シナリオが特定される。例えば、シナリオ情報ＳＩが「ＰＤＳａ−０００」場合、第２イベントツリーＥＴ２に含まれるイベントＣＳ１、ＣＳ２、・・・の各々で成功するシナリオが特定される。また、シナリオ情報ＳＩが「ＰＤＳａ−００１」の場合、イベントＣＳ１、ＣＳ２で成功し、且つ、イベントＣＳ３で失敗するシナリオが特定される。また、シナリオ情報ＳＩが「ＰＤＳａ−０１０」の場合、イベントＣＳ１、ＣＳ３で成功し、且つ、イベントＣＳ２で失敗するシナリオが特定される。

このように第２イベントツリーＥＴ２では、第１イベントツリーＥＴ１の格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂから出力されるシナリオ情報ＳＩに基づいてシナリオが特定されるため、ツリー構造を簡略化することができ、演算負荷を効果的に軽減することができる。

図２に戻って、成否確率設定部１０６は、解析モデル記憶部に記憶された解析モデルに含まれるイベントツリーが有する各イベントに対して成功又は失敗の成否確率を設定する。具体的に説明すると、解析モデル記憶部１０４には上述のように、第１解析モデル１１２Ａ及び第２解析モデル１１２Ｂが記憶されており、それぞれ第１イベントツリーＥＴ１及び第２イベントツリーＥＴ２を有する。成否確率設定部１０６は、第１イベントツリーＥＴ１及び第２イベントツリーＥＴ２に含まれる各イベントについて成功又は失敗の成否確率を設定する。

尚、成否確率設定部１０６における成功又は失敗の成否確率の設定は、予めアクセス可能な記憶装置に読み出し可能に記憶され、成否確率設定部１０６によって読み出されることで設定されてもよいし、オペレータの操作によって所定のインターフェイス（不図示）を介して成否確率を入力することで設定されてもよい。また、成否確率設定部１０６で設定される各イベントにおける成功又は失敗の成否確率は、過去データに基づく実績値であってもよいし、シミュレーションなどによって算出された仮想値であってもよい。

確率頻度算出部１０８は、解析モデル記憶部１０４に記憶された解析モデルを用いて、格納容器の機能喪失に至る各シナリオが生じる確率頻度ＣＦを算出する。具体的には確率頻度算出部１０８は、解析モデル（図３及び図４を参照）に対して起因事象ごとの発生頻度を入力することで、解析モデルが有するイベントツリーに規定される各シナリオについて確率頻度ＣＦを算出する。このように確率頻度ＣＦを算出することで、各シナリオがどの程度の頻度で発生する可能性があるかを定量的にリスク評価することができる。
尚、確率頻度算出部１０８による詳細な確率頻度の算出方法については後述する。

解析部１１０は、解析モデルを用いた確率頻度の算出過程において求められるＭＣＳ情報に基づいて、重要度・不確かさ解析を実施する機能を有する構成である。重要度・不確かさ解析は、ＭＣＳ情報を用いて確率頻度に支配的な因子を同定したり、不確実さ幅を評価することにより求められる。これにより、ＰＲＡ学会標準で要求されている重要度・不確かさ解析の実施が可能となる。

続いて上記構成を有するリスク評価システム１００を用いて実施可能なリスク評価方法について説明する。図７は本開示の少なくとも一実施形態に係るリスク評価方法を工程毎に示すフローチャートである。

まず確率頻度算出部１０８は、解析モデル記憶部１０４から解析モデルを取得する（ステップＳ１）。解析モデル記憶部１０４には、図３及び図４を参照して前述した解析モデルが予め記憶されており、確率頻度算出部１０８は解析モデル記憶部１０４にアクセスすることで解析モデルを取得する。

尚、解析モデル記憶部１０４に記憶される解析モデルは、原子力プラント１に想定される起因事象、各起因事象によって発生する炉心損傷を防止するために機能する炉心損傷防止システムの構成機器ＭＳ１、ＭＳ２、・・・、炉心損傷による格納容器の損傷を防止するために機能する格納容器損傷防止システムの構成機器ＣＳ１、ＣＳ２、・・・、及び、物理化学現象ＰＨ１、ＰＨ２、・・・に基づいて構築される。解析モデルの構築は、コンピュータのような電子演算装置を用いて自動的に行われてもよいし、オペレータの作業によってマニュアル的に行われてもよい。

続いて成否確率設定部１０６は、ステップＳ１で取得された解析モデル１１２が有するイベントツリーに含まれる各イベントに対して成否確率を設定する（ステップＳ２）。成否確率設定部１０６は、解析モデルに含まれる第１解析モデル１１２Ａが有する第１イベントツリーＥＴ１に含まれる各イベント、及び、第２解析モデル１１２Ｂが有する第２イベントツリーＥＴ２に含まれる各イベントに対して成否確率を設定する。これにより、解析モデル１１２に含まれる各イベントツリーの分岐点における成功又は失敗の確率がそれぞれ設定される。

続いて確率頻度算出部１０８は、起因事象発生頻度取得部１０２によって取得された各起因事象の発生頻度を、ステップＳ２で成否確率が設定された解析モデル１１２に対して入力し（ステップＳ３）、解析モデル１１２が有するイベントツリーに含まれる各シナリオの確率頻度ＣＦを算出する（ステップＳ４）。具体的に説明すると、起因事象発生頻度取得部１０２によって取得された起因事象ごとの発生頻度は、まず解析モデル１１２のうち第１解析モデル１１２Ａが有する第１イベントツリーＥＴ１に入力される。起因事象Ａ、Ｂ、・・・の発生頻度は、第１イベントツリーＥＴ１のうち各起因事象に対応する炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａに入力される。炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａは、各イベントＭＳ１、ＭＳ２、・・・を含む枝割れ構造によって規定されるシナリオごとに、格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂに引き継ぐための炉心損傷状態ＰＤＳを出力する。

格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂは、炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａから出力される炉心損傷状態ＰＤＳごとに設けられており、共通の炉心損傷状態ＰＤＳは対応する１の格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂに導かれる。これにより、起因事象ごとに設定される炉心損傷防止イベントツリーＥＴ１Ａに含まれる全シナリオの各々に対して個別に格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂを用意する場合に比べて、格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂの数が少なく済み、演算負荷を効果的に軽減することができる。

格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂは、各シナリオに対応するシナリオ情報ＳＩを出力することにより、第１イベントツリーＥＴ１の各シナリオは第２イベントツリーＥＴ２に引き継がれる。第２イベントツリーＥＴ２は、第１イベントツリーＥＴ１のうち格納容器損傷防止イベントツリーＥＴ１Ｂに含まれる各イベントに対応する物理化学現象ＰＨ１、ＰＨ２、・・・を有することで、第１イベントツリーＥＴ１及び第２イベントツリーＥＴ２間において少ない情報量でシナリオの引き継ぎができる。

確率頻度算出部１０８は、このようにイベントツリー間で引き継がれる情報量が削減された解析モデル１１２を用いて確率頻度ＣＦの演算を行う。これにより、炉心損傷から原子炉格納容器２の損傷に至るまでの一連の流れを一つのイベントツリーで構成した解析モデルを用いた場合に比べて、演算負荷を大幅に削減することができる。その結果、リスク評価システム１００において各シナリオの確率頻度ＣＦを算出するための処理時間を効果的に短縮することができる。

また解析部１１０は、前述のように解析モデル１１２の演算過程で出力されるＭＣＳ情報を取得し（ステップＳ５）、ＭＣＳ情報を用いて重要度・不確かさ解析を実施する（ステップＳ６）。これにより、ＰＲＡ学会標準で要求されている重要度・不確かさ解析の実施が可能となる。

以上説明したように上記実施形態によれば、炉心損傷の起因事象の発生頻度に対して、炉心損傷から原子炉格納容器２の機能喪失に至るシナリオごとに確率頻度ＣＦを算出するための解析モデル１１２において、第１解析モデル１１２Ａが有する第１イベントツリーＥＴ１と第２解析モデル１１２Ｂが有する第２イベントツリーＥＴ２との間をシナリオ情報ＳＩによってシナリオの引き継ぎが行われる。これにより、第１イベントツリーＥＴ１と第２イベントツリーＥＴ２との間で引き継がれる情報量が大幅に削減され、確率頻度ＣＦを算出するための演算負荷を効果的に軽減することができる。

その他、本開示の趣旨を逸脱しない範囲で、上記した実施形態における構成要素を周知の構成要素に置き換えることは適宜可能であり、また、上記した実施形態を適宜組み合わせてもよい。

上記各実施形態に記載の内容は、例えば以下のように把握される。

（１）本開示の少なくとも一実施形態に係る原子力プラントのリスク評価システムは、
炉心の損傷を防止するための炉心損傷防止システム、及び、格納容器の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムを含む原子力プラント（例えば上記実施形態の原子力プラント１）のリスク評価システム（例えば上記実施形態のリスク評価システム１００）であって、
前記炉心損傷防止システム、及び、前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベント（例えば上記実施形態のイベントＭＳ１、ＭＳ２、・・・・、ＣＳ１、ＣＳ２、・・・）を含む第１イベントツリー（例えば上記実施形態の第１イベントツリーＥＴ１）を有し、前記格納容器の損傷に至るまでの前記格納容器損傷防止システムに関する各イベントの成功又は失敗を含むシナリオ情報（例えば上記実施形態のシナリオ情報ＳＩ）を出力する第１解析モデル（例えば上記実施形態の第１解析モデル１１２Ａ）と、
前記格納容器の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベント（例えば上記実施形態のイベントＰＨ１、ＰＨ２、・・・）を含む第２イベントツリー（例えば上記実施形態の第２イベントツリーＥＴ２）を有し、前記シナリオ情報に対応するシナリオごとに前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を出力する第２解析モデル（例えば上記実施形態の第２解析モデル１１２Ｂ）と、
前記第１イベントツリー及び前記第２イベントツリーに含まれる各イベントに対して、成功又は失敗の成否確率を設定する成否確率設定部（例えば上記実施形態の成否確率設定部１０６）と、
前記起因事象の発生頻度が前記第１解析モデルに入力された際に、前記第１解析モデルから出力される前記シナリオ情報を前記第２解析モデルに入力することにより、前記シナリオ情報に基づく各シナリオにおける前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度（例えば上記実施形態の確率頻度ＣＦ）を算出する確率頻度算出部（例えば上記実施形態の確率頻度算出部１０８）と、
を備える。

上記（１）の態様によれば、炉心損傷の起因事象の発生頻度に対して、炉心損傷から格納容器の機能喪失に至るシナリオごとに確率頻度を算出するための解析モデルにおいて、第１解析モデルが有する第１イベントツリーと第２解析モデルが有する第２イベントツリーとの間をシナリオ情報によってシナリオの引き継ぎが行われる。これにより、第１イベントツリーと第２イベントツリーとの間で引き継がれる情報量が大幅に削減され、確率頻度を算出するための演算負荷を効果的に軽減することができる。

（２）一態様では上記（１）の態様において、
前記第１解析モデルは、前記起因事象ごとに設定された前記第１イベントツリーを有し、
前記第２解析モデルは、前記第１イベントツリーから出力される前記格納容器の損傷状態ごとに設定された前記第２イベントツリーを有する。

上記（２）の態様によれば、第１イベントツリーから出力される格納容器の損傷状態ごとに第２イベントツリーを設けることで、第１イベントツリーのシナリオごとに第２イベントツリーを設ける場合に比べて第２イベントツリーの数を減らすことができる。これにより、第１イベントツリーと第２イベントツリーとの間で引き継がれる情報量をより効果的に削減し、確率頻度を算出するための演算負荷を効果的に軽減することができる。

（３）一態様では上記（１）又は（２）の態様において、
前記第１解析モデルは、前記第１イベントツリーに含まれる前記複数のイベントの少なくとも一部における成功又は失敗の要因となる機器損傷状態に関するＭＣＳ情報を前記第２解析モデルに対して出力する。

上記（３）の態様によれば、シナリオごとの確率頻度を算出する際に、各イベントの成功又は失敗の要因となる機器損傷状態に関するＭＣＳ情報が出力される。これにより、ＭＣＳ情報を用いて重要度・不確かさ解析の実施が可能となり、ＰＲＡ学会標準による要求に好適に対応することができる。

（４）一態様では上記（１）から（３）のいずれか一態様において、
前記第２イベントツリーは、前記格納容器損傷防止システムに関するイベント（例えば上記実施形態のイベントＣＳ１、ＣＳ２、・・・）と、前記物理化学現象に関するイベント（例えば上記実施形態のイベントＰＨ１、ＰＨ２、・・・）とを含む。

上記（４）の態様によれば、物理化学現象に関するイベントを含む第２イベントツリーには、第１イベントツリーに含まれる格納容器損傷防止システムに関するイベントが更に含まれる。これにより、第１イベントツリー及び第２イベントツリーは、第１イベントツリーに含まれる格納容器損傷防止システムに関するイベントを共通して含むことになり、第１イベントツリーにおける各シナリオをシナリオ情報によって、第２イベントツリーに効率的に引き継ぐことができる。

（５）一態様では上記（１）から（４）のいずれか一態様において、
前記第１イベントツリーは、
前記炉心損傷防止システムに関する複数のイベントを含み、各シナリオに対応する前記炉心の損傷状態を出力する炉心損傷防止イベントツリーと、
前記炉心の損傷状態ごとに前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベントを含み、各シナリオに対応する前記格納容器の損傷状態を出力する格納容器損傷防止イベントツリーと、
を含む。

上記（５）の態様によれば、炉心損傷防止イベントツリーと格納容器損傷防止イベントツリーとを含んで第１イベントツリーを構成することで、確率頻度を算出するための演算負荷を効果的に軽減することができる。

（６）本開示の少なくとも一実施形態に係る原子力プラントのリスク評価方法は、
炉心の損傷を防止するための炉心損傷防止システム、及び、格納容器の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムを含む原子力プラント（例えば上記実施形態の原子力プラント１）のリスク評価方法であって、
（ｉ）前記炉心損傷防止システム、及び、前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベント（例えば上記実施形態のイベントＭＳ１、ＭＳ２、・・・・、ＣＳ１、ＣＳ２、・・・）を含む第１イベントツリー（例えば上記実施形態の第１イベントツリーＥＴ１）を有し、前記格納容器の損傷に至るまでの前記格納容器損傷防止システムに関する各イベントの成功又は失敗を含むシナリオ情報（例えば上記実施形態のシナリオ情報ＳＩ）を出力する第１解析モデル（例えば上記実施形態の第１解析モデル１１２Ａ）と、（ｉｉ）前記格納容器の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベント（例えば上記実施形態のイベントＰＨ１、ＰＨ２、・・・）を含む第２イベントツリー（例えば上記実施形態の第２イベントツリーＥＴ２）を有し、前記シナリオ情報に対応するシナリオごとに前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を出力する第２解析モデル（例えば上記実施形態の第２解析モデル１１２Ｂ）とを用意する工程と、
前記第１イベントツリー及び前記第２イベントツリーに含まれる各イベントに対して、成功又は失敗の成否確率を設定する工程と、
前記起因事象の発生頻度を前記第１解析モデルに入力する工程と、
前記第１解析モデルから出力される前記シナリオ情報を前記第２解析モデルに入力することにより、前記シナリオ情報に基づく各シナリオにおける前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度（例えば上記実施形態の確率頻度ＣＦ）を算出する工程と、
を備える。

上記（６）の態様によれば、炉心損傷の起因事象の発生頻度に対して、炉心損傷から格納容器の機能喪失に至るシナリオごとに確率頻度を算出するための解析モデルにおいて、第１解析モデルが有する第１イベントツリーと第２解析モデルが有する第２イベントツリーとの間をシナリオ情報によってシナリオの引き継ぎが行われる。これにより、第１イベントツリーと第２イベントツリーとの間で引き継がれる情報量が大幅に削減され、確率頻度を算出するための演算負荷を効果的に軽減することができる。

（７）本開示の少なくとも一実施形態に係る原子力プラントのリスク評価プログラムは、
炉心の損傷を防止するための炉心損傷防止システム、及び、格納容器の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムを含む原子力プラント（例えば上記実施形態の原子力プラント１）のリスク評価プログラムであって、
コンピュータ装置で、
（ｉ）前記炉心損傷防止システム、及び、前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベント（例えば上記実施形態のイベントＭＳ１、ＭＳ２、・・・・、ＣＳ１、ＣＳ２、・・・）を含む第１イベントツリー（例えば上記実施形態の第１イベントツリーＥＴ１）を有し、前記格納容器の損傷に至るまでの前記格納容器損傷防止システムに関する各イベントの成功又は失敗を含むシナリオ情報（例えば上記実施形態のシナリオ情報ＳＩ）を出力する第１解析モデル（例えば上記実施形態の第１解析モデル１１２Ａ）と、（ｉｉ）前記格納容器の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベント（例えば上記実施形態のイベントＰＨ１、ＰＨ２、・・・）を含む第２イベントツリー（例えば上記実施形態の第２イベントツリーＥＴ２）を有し、前記シナリオ情報に対応するシナリオごとに前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を出力する第２解析モデル（例えば上記実施形態の第２解析モデル１１２Ｂ）とを用意する工程と、
前記第１イベントツリー及び前記第２イベントツリーに含まれる各イベントに対して、成功又は失敗の成否確率を設定する工程と、
前記起因事象の発生頻度を前記第１解析モデルに入力する工程と、
前記第１解析モデルから出力される前記シナリオ情報を前記第２解析モデルに入力することにより、前記シナリオ情報に基づく各シナリオにおける前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度（例えば上記実施形態の確率頻度ＣＦ）を算出する工程と、
を実行可能である。

上記（７）の態様によれば、炉心損傷の起因事象の発生頻度に対して、炉心損傷から格納容器の機能喪失に至るシナリオごとに確率頻度を算出するための解析モデルにおいて、第１解析モデルが有する第１イベントツリーと第２解析モデルが有する第２イベントツリーとの間をシナリオ情報によってシナリオの引き継ぎが行われる。これにより、第１イベントツリーと第２イベントツリーとの間で引き継がれる情報量が大幅に削減され、確率頻度を算出するための演算負荷を効果的に軽減することができる。

１ 原子力プラント
２ 原子炉格納容器
４ 原子炉容器
８ 制御棒
１０ 一次冷却ループ
１２ 加圧器
１４ 蒸気発生器
１５ 炉心注入系
１６ 一次冷却材ポンプ
１７ 格納容器スプレイ系
１８ 二次冷却ループ
２１，２２ 配管
１００ リスク評価システム
１０２ 起因事象発生頻度取得部
１０４ 解析モデル記憶部
１０６ 成否確率設定部
１０８ 確率頻度算出部
１１０ 解析部
１１２ 解析モデル
１１２Ａ 第１解析モデル
１１２Ｂ 第２解析モデル

Claims (7)

1. 炉心の損傷を防止するための炉心損傷防止システム、及び、格納容器の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムを含む原子力プラントのリスク評価システムであって、
   前記炉心損傷防止システム、及び、前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベントを含む第１イベントツリーを有し、前記格納容器の損傷に至るまでの前記格納容器損傷防止システムに関する各イベントの成功又は失敗を含むシナリオ情報を出力する第１解析モデルと、
   前記格納容器の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベントを含む第２イベントツリーを有し、前記シナリオ情報に対応するシナリオごとに前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を出力する第２解析モデルと、
   前記第１イベントツリー及び前記第２イベントツリーに含まれる各イベントに対して、成功又は失敗の成否確率を設定する成否確率設定部と、
   前記起因事象の発生頻度が前記第１解析モデルに入力された際に、前記第１解析モデルから出力される前記シナリオ情報を前記第２解析モデルに入力することにより、前記シナリオ情報に基づく各シナリオにおける前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を算出する確率頻度算出部と、
   を備える、原子力プラントのリスク評価システム。
2. 前記第１解析モデルは、前記起因事象ごとに設定された前記第１イベントツリーを有し、
   前記第２解析モデルは、前記第１イベントツリーから出力される前記格納容器の損傷状態ごとに設定された前記第２イベントツリーを有する、請求項１に記載の原子力プラントのリスク評価システム。
3. 前記第１解析モデルは、前記第１イベントツリーに含まれる前記複数のイベントの少なくとも一部における成功又は失敗の要因となる機器損傷状態に関するMＣＳ情報を前記第２解析モデルに対して出力する、請求項１又は２に記載の原子力プラントのリスク評価システム。
4. 前記第２イベントツリーは、前記格納容器損傷防止システムに関するイベントと、前記物理化学現象に関するイベントとを含む、請求項１から３のいずれか一項に記載の原子力プラントのリスク評価システム。
5. 前記第１イベントツリーは、
   前記炉心損傷防止システムに関する複数のイベントを含み、各シナリオに対応する前記炉心の損傷状態を出力する炉心損傷防止イベントツリーと、
   前記炉心の損傷状態ごとに前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベントを含み、各シナリオに対応する前記格納容器の損傷状態を出力する格納容器損傷防止イベントツリーと、
   を含む、請求項１から４のいずれか一項に記載の原子力プラントのリスク評価システム。
6. 炉心の損傷を防止するための炉心損傷防止システム、及び、格納容器の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムを含む原子力プラントのリスク評価方法であって、
   （ｉ）前記炉心損傷防止システム、及び、前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベントを含む第１イベントツリーを有し、前記格納容器の損傷に至るまでの前記格納容器損傷防止システムに関する各イベントの成功又は失敗を含むシナリオ情報を出力する第１解析モデルと、（ｉｉ）前記格納容器の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベントを含む第２イベントツリーを有し、前記シナリオ情報に対応するシナリオごとに前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を出力する第２解析モデルとを用意する工程と、
   前記第１イベントツリー及び前記第２イベントツリーに含まれる各イベントに対して、成功又は失敗の成否確率を設定する工程と、
   前記起因事象の発生頻度を前記第１解析モデルに入力する工程と、
   前記第１解析モデルから出力される前記シナリオ情報を前記第２解析モデルに入力することにより、前記シナリオ情報に基づく各シナリオにおける前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を算出する工程と、
   を備える、原子力プラントのリスク評価方法。
7. 炉心の損傷を防止するための炉心損傷防止システム、及び、格納容器の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムを含む原子力プラントのリスク評価プログラムであって、
   コンピュータ装置で、
   （ｉ）前記炉心損傷防止システム、及び、前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベントを含む第１イベントツリーを有し、前記格納容器の損傷に至るまでの前記格納容器損傷防止システムに関する各イベントの成功又は失敗を含むシナリオ情報を出力する第１解析モデルと、（ｉｉ）前記格納容器の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベントを含む第２イベントツリーを有し、前記シナリオ情報に対応するシナリオごとに前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を出力する第２解析モデルとを用意する工程と、
   前記第１イベントツリー及び前記第２イベントツリーに含まれる各イベントに対して、成功又は失敗の成否確率を設定する工程と、
   前記起因事象の発生頻度を前記第１解析モデルに入力する工程と、
   前記第１解析モデルから出力される前記シナリオ情報を前記第２解析モデルに入力することにより、前記シナリオ情報に基づく各シナリオにおける前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を算出する工程と、
   を実行可能な、原子力プラントのリスク評価プログラム。

Images