確率論的リスク評価(PRA )は、複雑な工学技術実体(航空機や原子力発電所など)に関連するリスク、またはストレス要因が環境に及ぼす影響(確率論的環境リスク評価、PERA)を評価するための体系的かつ包括的な方法論である。[ 1 ]
PRAにおけるリスクとは、ある活動または行動によって生じる可能性のある有害な結果と定義されます。PRAでは、リスクは以下の2つの量によって特徴付けられます。
結果は数値(例:負傷または死亡する可能性のある人数)で表され、その発生確率は確率または頻度(単位時間あたりの発生回数または発生確率)で表されます。総リスクは期待損失、つまり結果とその確率の積の合計です。
イベントのクラス全体にわたるリスクの範囲は懸念事項であり、通常はライセンス プロセスで管理されます。特に、これらのリスク評価は仮定 (重大な結果をもたらすイベントはどの程度まれであるか) に非常に敏感であるため、まれではあるが重大な結果をもたらすイベントが全体的なリスクを支配していることが判明した場合は懸念されます。
確率的リスク評価では通常、次の 3 つの基本的な質問に答えます。
この最後の質問に答える一般的な方法は、イベント ツリー分析とフォールト ツリー分析の 2 つです。これらの説明については、「安全工学」を参照してください。
上記の手法に加えて、PRA研究では、人間信頼性分析(HRA)や共通原因故障分析(CCF)といった、特殊でありながら非常に重要な分析ツールが必要になります。HRAはヒューマンエラーをモデル化する手法を扱い、CCFはシステム間およびシステム内の依存関係の影響を評価する手法を扱います。これらの依存関係は、同時故障を引き起こし、ひいては全体的なリスクの大幅な増加につながる傾向があります。
反論の対象となる可能性のある点の一つは、PSA(確率論的安全性評価)に伴う不確実性です。PSA(確率論的安全性評価)には多くの場合、付随する不確実性は存在しませんが、計量学においてはあらゆる測定は二次的な測定不確実性と関連付けられており、同様に、ランダム変数の平均頻度数もデータセット内の分散を用いて検証される必要があります。
例えば、日本の規制機関である原子力安全委員会は、不確実性のレベルを明示することなく、2003年に定性的な健康目標の観点から、個人死亡リスクが年間10⁻⁻を超えてはならないという制限的な安全目標を定めました。その後、この目標は原子力発電所の安全目標に反映されました。[ 2 ]
2つ目の点は、発生確率が最も低く、影響の規模が最も大きく、[ 2 ]規模に関する不確実性が最も低い壊滅的な事象を防止および軽減するための設計が不十分である可能性があることです。安全係数の費用対効果は、この種の遠隔的な安全リスク要因を過小評価したり、完全に無視したりする一因となります。設計者は、固定値に対する弾力性と堅牢性を確保するために、システムの規模と配置を平均レベルにするか、確率リスクの最小レベル(安全対策の関連費用を含む)にするかを選択します。
このような外部事象には、地震や津波、火災、テロ攻撃などの自然災害があり、確率論的な議論として扱われます。 [ 2 ]歴史的文脈の変化は、核計画や経済制裁などの事象の確率を左右します。