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及川 哲邦; 村松 健; 岩村 公道; 笠原 健夫*; 水野 義信*; 三村 裕一*
第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.204 - 209, 1993/01
原研では、受動的安全機能を採用した一体型加圧水炉SPWR(System-integrated PWR)の概念設計研究を行っているが、その技術成立性の評価、設計の弱点の洗い出しに確率論的安全評価(PSA)を実施している。SPWRのような基本設計段階にあるプラントへのPSAの適用をフレームワークPSAと名づけ、2年計画で行っている。フレームワークPSA手法の特徴は、起因事象の同定では既存PSAで取り上げられた起因事象も参考としながら新設計の系統には故障モード影響解析を行ったこと、事故進展図を作成して事故進展の検討を行ったこと、定量化では既存炉と同様なシステムについて既存PSAの値を参考とし新設計の機器の故障率を設定する等の方法を用いたことである。本報告では、1年目のフレームワークPSAで得られた成果の概要を紹介するとともに、現在実施中の2年目の計画を述べる。
野村 靖
第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), 5 Pages, 1993/01
典型的なモデル再処理施設の高レベル廃液貯槽における冷却能喪失事故を取り上げ、事故シナリオの同定、フォールトツリー構築による事故発生頻度の解析、放射性物質放出による環境への影響解析を行った。ドイツから導入したモデルプラントについて、合計10個の考えられる事故シナリオを同定して、フォールトツリー解析を行って得られた結果は、冷却能喪失事故の年間発生頻度の期待値が、2.9
10
となった。また事故時に環境へ放出される放射性物質による公衆被ばくのリスクの解析による期待値は十分に小さく、平常時のリスク評価値2.210
Sv/yrの約1/100となった。
渡邉 憲夫; 星野 学*; 田村 一雄*; 樋口 澄則*
第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.159 - 164, 1993/01
原子力発電所の確率論的安全評価手法(PSA)においては、炉心損傷事故の発生頻度を評価するためにイベントツリー解析手法及びフォールトツリー解析手法が用いられている。しかしながら、イベントツリーやフォールトツリーの作成にあたっては、解析者による試行錯誤的な作業が要求され、かなりの労力を要する。この種の労力を軽減するために、パーソナルコンピュータ上で稼働するレベル1PSAプログラムパッケージPC-REFTの開発を進めている。PC-REFTは、対話形式によるイベントツリーやフォールトツリーの作成、ミニマルカットセットの導出、頂上事象の発生確率/事故シーケンスの発生頻度の点推定計算や不確実さ解析を行うためのプログラム群から構成される。本報では、PC-REFTの構成及び機能と、その使用例を紹介する。
村松 健; 梶本 光廣*; 坂本 享*; 大田原 保夫*; 戸倉 和美*
第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.171 - 175, 1993/01
原研で開発された炉心損傷事故解析コードTHALES-2(BWR版)のエンジニアリングワークステーション(EWS)版を開発した。THALES-2は、炉心損傷事故の事故進展と放射性物質の移行挙動を解析し、環境への放射性物質の放出量(ソースターム)を計算する機能を持っている。このEWS版は、EWSの優れたグラフィック機能を活かして、入力データの作成、編集、解析結果の表示等を会話型で実行できるユーザーインターフェースを持ち、解析作業の効率化が図られている。また、解析結果の表示については、プラントの圧力や水位等の状態の変化をアニメーション的に表示することができ、計算結果の解釈を容易にしている。
福岡 博*; 村松 健
第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.47 - 52, 1993/01
地震PSAでは、機器の地震時の故障確率が地震動レベルの関数として定義され、さらに地震動レベルごとの地震動の発生頻度を用いて最終的な評価値である炉心損傷事故発生頻度が計算される。一般的にシステム信頼性理論あるいは内的事象に関するPSAで用いられる重要性指標は、システム故障確率に関して定義される指標であり、地震PSAの炉心損傷事故発生頻度に対して適用するためにはその特徴を考慮した修正を施すことが必要である。ここでは、この点に注目して従来の重要性指標を地震PSAの場合に拡張した。また、原研では原子力プラントの地震PSAを支援するための総合的なシステム信頼性解析コードSECOMを開発しており、地震PSAのために拡張した指標は、このコードの重要度解析機能の中で実現されている。ここでは、SECOMコードを用いてBWR型原子力プラントの地震PSAに関する重要性指標を試算した。
近藤 雅明
第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.53 - 59, 1993/01
原子力発電所の地震リスク評価では、システム信頼性解析における継電器チャタリングの取扱いが手法開発上の課題の1つとなっている。本研究では、継電器チャタリングを考慮したシステム信頼性解析モデルの作成に役立てるために、低圧炉心スプレー系(LPCS)の起動回路を例にとり、回路を構成する継電器でチャタリングが発生した場合のシステム機能への影響を個別に分析し、チャタリングがシステム機能喪失の原因となり得る継電器の同定を試みた。また、チャタリングがシステムの機能損失につながるメカニズムを明らかにし、今後の検討課題を指摘した。
梶本 光廣*; 村松 健
第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.25 - 33, 1993/01
原子力発電所の確率論的安全評価(PSA)では、類似した事故シーケンスを数個のグループにまとめ、各グループを代表する事故シーケンスについて、放射性物質の環境放出量(ソースターム)を評価する。ソースタームには大きな不確実さがあり、これを低減することが課題の1つになっている。本報では、不確実さの要因を、1)事故シーケンスをグループ化することによって生じる不確実さ、2)物理現象のモデル化に伴う不確実さに分けて検討した。前者については原研で実施したBWRの51の事故シーケンスの解析結果から、事故シーケンスの不確実さが1桁程度より大きくなるであろうことを示した。後者については、現在なお残っている不確実さ要因をまとめると共に、原研で実施した感度解析、実験解析、ソースターム解析コードの比較解析等から得られた知見を整理した。
村松 健; 梶本 光廣*
第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.3 - 8, 1993/01
原研で実施している「国内軽水炉モデルプラントPSA」の一環として、原研で新たに開発されたTHALES-2コードを用いてPWRの小破断LOCA起因の炉心損傷事故シーケンスに関するソースターム評価を行い、炉心冷却に係わるシステムの作動/不作動が事故の進展やソースタームにどのような影響を及ぼすかを検討した。その結果、炉心損傷の開始時刻は、ECCSの作動/不作動とともに2次系冷却の有無に依存し、格納容器破損時刻は、これらの条件及び原子炉キャビティー内の冷却水の有無に依存すること、ヨウ素の環境への放出量は、1)炉心溶融、2)一次系でのヨウ化セシウムの再蒸発、3)溶融炉心コンクリート反応の3つの放出段階と格納容器破損時刻との関係に依存すること等が定量的に確認された。本報では、これらの解析結果を示すと共に、2つの事故シーケンスについて、他の解析コードによる計算結果との比較を示す。