Accident sequence precursor analysis of an incident in a Japanese nuclear power plant based on dynamic probabilistic risk assessment

久保 光太郎

Science and Technology of Nuclear Installations, 2023, p.7402217_1 - 7402217_12, 2023/06

https://doi.org/10.1155/2023/7402217

Probabilistic risk assessment (PRA) is an effective methodology that could be used to improve the safety of nuclear power plants in a reasonable manner. Dynamic PRA, as an advanced PRA allows for more realistic and detailed analyses by handling time-dependent information. However, the applications of this method to practical problems are limited because it remains in the research and development stage. This study aimed to investigate the possibility of utilizing dynamic PRA in risk-informed decision-making. Specifically, the author performed an accident sequence precursor (ASP) analysis on the failure of emergency diesel generators that occurred at Unit 1 of the Tomari Nuclear Power Plant in Japan using dynamic PRA. The results were evaluated by comparison with the results of simplified classical PRA. The findings indicated that dynamic PRA may estimate lower risks compared with those obtained from classical PRA by reasonable modeling of alternating current power recovery. The author also showed that dynamic PRA can provide detailed information that cannot be obtained with classical PRA, such as uncertainty distribution of core damage timing and importance measure considering the system failure timing.

Quantification of risk dilution induced by correlation parameters in dynamic probabilistic risk assessment of nuclear power plants

久保 光太郎; 田中 洋一*; 石川 淳

Proceedings of the Institution of Mechanical Engineers, Part O; Journal of Risk and Reliability, 11 Pages, 2023/00

https://doi.org/10.1177/1748006X231167201

Nuclear power plants are critical infrastructures that provide electricity. However, accidents in nuclear power plants can cause considerable consequences such as the release of radioactive materials. Therefore, appropriately managing their risk is necessary. Various nuclear regulatory agencies employ probabilistic risk assessment (PRA) to effectively evaluate risks in nuclear power plants. Dynamic PRA has gained popularity because it allows for more realistic assessment by reducing the assumptions and engineering judgments related to time-dependent failure probability and/or human-action reliability in the conventional PRA methodology. However, removing all assumptions and engineering judgments is difficult; thus, the risk analyst, e.g., the regulator, must understand their effects on the assessment results. This study focuses on "risk dilution," which emerges from the assumptions about uncertainty. Dynamic PRA of a station blackout sequence in a boiling-water reactor was performed using the dynamic PRA tool, namely, Risk Assessment with Plant Interactive Dynamics (RAPID) and the severe-accident code Thermal-Hydraulic Analysis of Loss of Coolant, Emergency Core Cooling, and Severe Core Damage version 2 (THALES2), which altered the correlation parameters among the uncertainties of the events that occurred in sequence. The results demonstrated that the conditional core-damage probability and mean value of the core-damage time varied from 0.27 to 0.47 and from 7.1 to 8.7 h, respectively. When the dynamic PRA results are used for risk-informed decision making, the decision maker should adequately consider the effect of risk dilution.

研究炉等へのグレーデッドアプローチ適用に係る課題と提言

与能本 泰介; 峯尾 英章; 村山 洋二; 芳原 新也*; 中島 健*; 中塚 亨; 上坂 充*

日本原子力学会誌ATOMO, 63(1), p.73 - 77, 2021/01

https://doi.org/10.3327/jaesjb.63.1_73

研究炉等が長期にわたり運転を停止していることは原子力人材の育成等に大きな影響を与えている。本報告ではグレーデッドアプローチを適用した適切な規制対応方法を整備し実践するための課題を分析し抽出するとともに、解決のための取組みを関係組織に提言する。

Improvement of plant reliability based on combining of prediction and inspection of crack growth due to intergranular stress corrosion cracking

内田 俊介; 知見 康弘; 笠原 茂樹; 塙 悟史; 岡田 英俊*; 内藤 正則*; 小嶋 正義*; 木倉 宏成*; Lister, D. H.*

Nuclear Engineering and Design, 341, p.112 - 123, 2019/01

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2018.10.021

原子力プラントでは、リスク基準保全(RBM)にサポートされた信頼性基準保全(RCM)に基づくプラント信頼性向上策が採用されつつある。RBMは主要な材料に生じつつある欠陥をその進展過程で予測し、検査、保全を最適に組合せて実施されるものである。プラント全体にわたり、IGSCCを早期検出することにより、水化学制御などの適切な対応策の適用が可能となる。腐食環境とき裂進展の予測を組合せ、IGSCC決定因子である腐食電位、材料のSCC感受性、残留応力の不確実さが余寿命予測に及ぼす影響を定量的に評価した。結論として、(1)予測による重点検査箇所の効率的な選定、(2)検査による予測精度の向上、を結合させることによりプラントの信頼性向上に貢献できることを示した。

Application of Bayesian approaches to nuclear reactor severe accident analysis

Zheng, X.; 玉置 等史; 塩津 弘之; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/11

Nuclear reactor severe accident simulation involves uncertainties, which may result from incompleteness of modeling of accident scenarios, selection of alternative models and unrealistic setting of parameters during the numerical simulation, etc. Both deterministic and probabilistic methods are required to reach reasonable estimation of risk for severe accidents. Computational codes are widely used for the deterministic accident simulations. Bayesian approaches, including both parametric and nonparametric, are applied to the simulation-based severe accident researches at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). In the paper, an overview of these research activities is introduced: (1) Dirichlet process models, a nonparametric Bayesian approach, are applied to source term uncertainty and sensitivity analyses; (2) Gaussian process models are applied to the optimization for operations of severe accident countermeasures; (3) Nonparametric models, include models based on Dirichlet process and K-nearest neighbors algorithm, are built to predict the chemical forms of fission products. Simplified models are integrated into the integral severe accident code, THALES2/KICHE; (4) We have also launched the research of dynamic probabilistic risk assessment (DPRA), and because a great number of accident scenarios will be generated during DPRA, Bayesian approaches would be useful for the boosting of computational efficiency.

脆性材料の強度評価コード「STEP」

石原 正博; 二川 正敏

JAERI-Data/Code 97-054, 67 Pages, 1997/12

JAERI-Data-Code-97-054.pdf:1.23MB

セラミックスの脆性破壊強度を、競合リスク理論に基づき評価する計算コード「STEP」を開発した。本コードでは、脆性材料の破壊様式を表面破壊モード及び内部破壊コードに区別して扱い、評価対象物の応力分布を用いてその脆性破壊強度を評価するものである。特に、汎用性を持たせるために、汎用FEM応力解析コード「ABAQUS」と組み合わせて強度評価ができるようにした。本報告は、「STEP」コードで扱う基礎式、「ABAQUS」コードと組み合わせたシステム構成及び検証解析結果についてまとめたものである。

炉心溶融事故時の格納容器内熱水力挙動の感度解析

小林 健介; 堀井 英雄*; 石神 努; 千葉 猛美*

日本原子力学会誌, 27(1), p.56 - 65, 1985/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.27.56

炉心溶解事故の一例として、米国Brownsferry1号炉の全交流電源喪失事故を対象に格納容器内熱水力挙動の感度解析を行った。このシーケンスは、事故初期段階のみ直流電源が使用可能であると仮定するため、いずれは炉心溶融に至る苛酷なものである。MARCH1.0コードを使用した。感度解析においては、重要と思われるいくつかの入力パラメータをそれぞれ独立に上限値、下限値に設定して計算を行い、標準値に対する変動幅を調べた。以上の感度解析を通じて、何らかの回復措置を採らなければ格納容器は過温破損に至るが、これはMARCHコードに内蔵されたデブリーコンクリート相互作用の解析結果モデルと格納容器破損モードに関わる入力パラメータに強く依存していることを示した。また、解析結果に大きな影響を及ぼす重要な入力パラメータを摘出し、今後実施が望まれる実験等、いくつかの課題をまとめた。

事故とリスク評価の展開,1; 内的事象に関するレベル1・レベル2PRA)

村松 健; 久保 光太郎; 高田 毅士

no journal, , 

保全におけるリスク情報活用の分野として、リスク重要度設定、作業リスクの事前把握、信頼性の監視、リスクの継続的低減等を想定し、より一層効果的なリスク情報活用の議論のために、内的事象のレベル1, 2PRAの現状について、日本原子力学会のPRA実施基準を基にして、PRAの全体構造とそこから得られる情報、PRAの実施過程で用いる故障率、人的過誤率(保全中のミスを含む)、AM成功確率の設定方法などを説明する。また併せて、保全への活用を一層進めるためのPRAの利用方法に関する提案を述べる。