ASME RA-S ADD A-2009
ASME/ANS RA-S–2008 原子力発電所施設のレベル 1/大早期放出頻度の確率論的リスク評価に関する基準の補足

規格番号

ASME RA-S ADD A-2009

制定年

2009

出版団体

American Society of Mechanical Engineers (ASME)

状態

撤回

最新版

ASME RA-S ADD A-2009

範囲

この規格は、プラントのすべての動作モードに対する内部および外部の危険に関するレベル 1PRA の要件を確立します (将来的には、低電力およびシャットダウン モードが含まれる予定です)。 さらに、この規格は、大規模な早期放出頻度 (LERF) を評価するのに十分な、限定されたレベル 2 PRA の要件を確立しています。 範囲から明示的に除外される唯一の危険は、意図的な人為的セキュリティ脅威 (例: 妨害行為) に起因する事故です。 この規格は、設計、ライセンス供与、調達、建設、運用、保守に関連するリスク情報に基づいた意思決定のアプリケーションをサポートするために使用される PRA に適用されます。 これらの要件は、発電所の運転のために書かれています。 これらの要件は、設計中または建設中のプラント、先進的な軽水炉、またはその他の原子炉設計に使用できますが、要件の改訂または追加が必要になる場合があります。 PRA 規格のこのバージョンでは、次の危険に対する特定の要件が規定されています。 グループ:(a) 内部事象 (パート 2)(b) 内部洪水 (パート 3)(c) 内部火災 (パート 4)(d) 地震事象 (パート 5)(e) 強風 (パート 7)(f)外部洪水 (パート 8) プラント固有のベースまたは特定の用途に関連する可能性のある他の外部ハザードの PRA の技術要件は、パート 9 で提供されます。 これらのハザードの詳細な PRA の技術要件を提供することに加えて、この規格はスクリーニングおよび保守のための要件を提供します。 外部ハザードの分析 (パート 6)、および耐震マージン解析の技術要件はパート 10 で提供されます。 パート 2 の技術要件の多くは、あらゆるハザード グループに対して PRA を実行するための基本的な要件であるため、この規格のパート 3 からパート 9 に関連します。 。 これらは、第 3 部から第 9 部で取り上げられた危険グループによって引き起こされる損傷状態に対するプラントの対応の開発に取り組む要件に参照により組み込まれています。 パート 2 へのその特定の割り当ては、部分的には、電源時の内部事象 (内部洪水を含む) 要件が最初に開発され、残りの危険グループの要件が後で開発されるという、この PRA 規格の開発方法の歴史的成果です。 ただし、これは反映でもあります。 (1-2.2 で定義された) 合理的に完全な一連の開始イベントに対するプラントの反応を基本的に理解することで、プラントに対するさまざまな危険の影響をモデル化するための基礎が提供されるという事実。 したがって、パート 2 には内部事象のハザードグループに関連するタイトルが付けられていますが、このパートの要件は PRA の範囲内のすべてのハザードグループに適用されることが理解されます。

ASME RA-S ADD A-2009 発売履歴

• 2009 ASME RA-S ADD A-2009 ASME/ANS RA-S–2008 原子力発電所施設のレベル 1/大早期放出頻度の確率論的リスク評価に関する基準の補足