高速炉機器信頼性データベースの整備

Development of component reliability database for LMFBRs

鳴戸 健一*; 栗坂 健一 

Naruto, Kenichi*; Kurisaka, Kenichi

高速炉での機器運転・故障経験に基づくPSAを可能にするため、高速炉機器信頼性データベースCORDSを拡充整備し、蓄積したデータをもとに高速炉のPSA用故障率を評価した。高速炉の機器信頼性データは「常陽」から約33年分、「もんじゅ」から約15年分CORDSに収集され蓄積された。故障率の評価にあたってはベイズ法を用いた。適用可能な観測データの量に応じて次の3種類の方法を使い分けた。(1)PSA評価の対象施設「もんじゅ」のデータが十分な場合、無情報事前分布に対象施設のデータのみを用いた1段階ベイズ法を適用。(2)対象施設のデータは十分でないが類似施設のデータが十分な場合、階層ベイズモデルに基づく経験ベイズ法を適用。(3)どの施設のデータも十分でない場合、全データを一つに集計して無情報事前分布を仮定した1段階ベイズ法に適用。本研究の結果、高速炉での機器運転・故障経験に基づく「もんじゅ」PSA用故障率の評価が可能となった。

This study aims to implement a probabilistic safety assessment (PSA) based on the component operating experience in sodium-cooled fast reactors (SFR). For this purpose, we developed the component reliability database for LMFBRs named CORDS and evaluated the failure rate for SFR PSA using CORDS. The reliability data of 33 years and 15 years have been accumulated in CORDS from Joyo and Monju, respectively. Baysian method was applied to the failure rate evaluation. This evaluation was classified into three cases by considering applicable data amount: (1) when sufficient data of the target plant is available, conventional Bayesian update was applied by using its own data and non-informative prior; (2) when sufficient data of similar plants is available, parametric empirical Baysian method was applied; (3) when sufficient data is not available, conventional Bayesian update was implemented by using all data. This study served to evaluate the failure rate for Monju PSA.