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山口 義仁; 真野 晃宏; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一*; 宮本 裕平*; Li, Y.
JAEA-Data/Code 2020-021, 176 Pages, 2021/02
JAEA-Data-Code-2020-021.pdf:5.26MB
日本原子力研究開発機構では、軽水炉機器の構造健全性評価及び耐震安全性評価に関する研究の一環として、原子炉配管を対象とした確率論的破壊力学(PFM: Probabilistic Fracture Mechanics)解析コードPASCAL-SP(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR - Stress Corrosion Cracking at Welded Joints of Piping)の開発を進めてきた。初版は2010年に公開され、その後もより実用性の高いPFM解析の実現を目的として、最新知見を踏まえて解析対象の拡充や解析手法の高度化等を実施してきた。今般、その成果を反映し、バージョン2.0として公開することとした。最新版では、解析対象の経年劣化事象として、ニッケル合金の加圧水型原子炉一次系水質環境中の応力腐食割れ、ニッケル合金の沸騰水型原子炉環境中の応力腐食割れ、二相ステンレス鋼における熱時効等を新たに加えたほか、最新の応力拡大係数解の導入や溶接残留応力の不確実さ等の評価機能の高度化を行い、より適用範囲が広く信頼性が高い配管の破損確率評価を可能とした。また、経年配管の耐震安全性評価の高度化に資することを目的に、巨大地震を想定した大きな地震応答応力に対応した亀裂進展量評価手法等を導入し、地震フラジリティ評価を可能とした。さらに、確率論的評価に係る影響因子の不確実さを認識論的不確実さと偶然的不確実さに分類し、これらの不確実さを考慮して配管の破損確率の信頼度を評価する機能及びモジュールを新たに整備した。本報告書は、バージョン2.0としてPASCAL-SP2の使用方法及び解析手法をまとめたものである。
渡邉 憲夫; 村松 健; 小倉 克規*; 森 純一*
Proceedings of 5th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM-5), p.1809 - 1816, 2000/00
米国原子力規制委員会(USNRC)の前兆事象評価は、原子力発電所で発生した事象の重要性を、炉心損傷に至る可能性の観点から評価するものである。本報では、1982-97年にPWRで発生した事象のうち、USNRCの評価で同定された前兆事象を対象に、その発生頻度と年間の炉心損傷確率を評価するとともに、炉心損傷確率に対するドミナントシーケンスの分類を行った。その結果、発生頻度は、起因事象を伴う前兆事象では1982-83年以降減少しているが、起因事象を伴わない前兆事象では0.10-0.12炉・年の範囲で推移していることが明らかとなった。また、年間の炉心損傷確率は徐々に低下する傾向にあるが、おおむね10E-5~10E-4の範囲にある。一方、ドミナントシーケンスについても起因事象を伴う事象と伴わない事象とでは異なった傾向が見られた。こうした結果は、各事象が発電所のリスクに及ぼす影響等を把握するうえで有用な情報である。
矢川 元基*; 吉村 忍*; 曽根田 直樹*; 平野 雅司
Nucl. Eng. Des., 174(1), p.91 - 100, 1997/00
被引用回数：9 パーセンタイル：59.74(Nuclear Science & Technology)本論文は、原研からの委託の下に日本機械学会の研究小委員会RC111で実施した原子炉圧力容器(RPV)を対象とした確率論的破壊力学(PFM:Probabilistic Fracture Mechanics)に関する最近の研究活動を紹介するものである。この活動では、PFMを用いて加圧熱衝撃(PTS:Pressurized Thermal Shock)事象時におけるRPVの損傷確率を評価する標準的な手法を確立することを目的として、複数の解析コードを用い、米国原子力規制委員会と電力研究所が提案したベンチマーク問題の解析等を実施した。その結果、RPVの損傷確率は、初期亀裂形状、その存在確率分布、材料特性等の入力条件に大きく依存することが明らかとなった。本論文に示された解析結果は、これらの入力条件を保守的に設定する際に有用な情報を提供する。
渡邉 憲夫
Reliab. Eng. Syst. Saf., 57, p.281 - 297, 1997/00
被引用回数：6 パーセンタイル：40.35(Engineering, Industrial)確率論的安全評価において、蒸気発生器細管破損(SGTR)事象は、リスク上重要な事象の1つとされている。また、運転経験データによれば、幾つかの事例では、事象の認識が遅れ、破損SGの隔離や均圧操作がタイムリーに行われなかったという事態が発生している。本研究では、10件の実事例と潜在的な事例1件を対象に、炉心損傷に至る可能性の観点から各事例の重要度を評価すると共に、SGTR緩和のための代替策を検討する際に役立つ情報を得ることを目的として、前兆事象評価を行った。その結果、SGTRの認識や減圧操作の遅れを伴った事例は炉心損傷に至る可能性が高くなり、重要な前兆事象となることを示した。この結果は、SGTR検知機能の向上や運転手順書の改善の重要性を示唆している。また、その他の不具合が発生した事例の幾つかは、その不具合により炉心損傷の可能性が高くなることを明らかにし、こうした状況からの復旧手段についても検討する必要性を示している。
蛯沢 勝三; 神野 邦彦*; 中村 英孝*; 伊東 守*; 阿部 清治
JAERI-Research 96-059, 73 Pages, 1996/11
JAERI-Research-96-059.pdf:2.72MB
地震動に対する建屋・機器の損傷確率は、それらの現実的応答が耐力を上回った時の条件付き確率として評価される。建屋・機器の損傷確率評価法として、米国Lawrence Livermore国立研究所が開発した詳細法と呼ばれるSSMRP(Seismic Safety Margins Research Program)法とKennedy等によって提案された簡易法と呼ばれるZion法とがある。筆者等は、建屋・機器の損傷確率評価のため、基本的に応答係数法を採用し、採用に当たっては、我が国の耐震設計法を反映した形で、損傷確率の精度向上を図ることができるように、簡便性を損ねない範囲で、現実的応答評価法を改良する手法を提案した。この提案手法を用い我が国の耐震設計基準で設計された原子炉建屋や継電器等の応答係数を定量評価し現実的応答を求めると共に耐力も評価し損傷確率を求めた。また、SSMRP法及び既存の応答係数法と改良手法との違いをみるため、SSMRP法については類似の評価手法を考え、各手法毎の原子炉建屋の損傷確率を求め比較を行った。更に、建屋・機器の損傷確率評価法の選択に関し考え方を示した。
蛯沢 勝三; 中村 英孝*; 神野 邦彦*; 伊東 守*
PSA95: Proc. of Probabilistic Safety Assessment Methodology and Applications, 2, p.715 - 720, 1995/00
著者等は、原子炉建屋の機能喪失確率を評価する方法を提案する。建屋や機器の損傷確率評価法としては、「SSMRP法」や「応答係数法」が既に開発されている。著者等の手法は基本的に応答係数法に基づくものの、我が国の耐震設計法を反映し得る形に各種改良されている。建屋や機器の損傷確率は、それらの応答が耐力を上回った時の条件付き確率として計算される。ケネデー等の手法は、評価の簡便性を損わないという観点から、応答を線形で評価し、応答の非線形性については耐力をその分見掛け上割り増すことで評価している。この割り増しは、ニューマークが提案している塑性エネルギ吸収係数を用いて表される。一方、著者等の手法は、簡便性を損わない範囲で応答を非線形として評価する。評価に当っては、建屋梁の復元力特性を用いて、応答の非線形性を表わし得る回帰式を求め、回帰式を構成する係数を用いて非線形性を評価する。著者等の手法はケネデー等の手法と同様に簡便ではあるが、精度が良いと考える。
村松 健; 蛯沢 勝三; 松本 潔; 及川 哲邦; 近藤 雅明; 福岡 博*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1333 - 1340, 1995/00
原研では確率論的安全評価(PSA)に関する研究の一環として地震起因事象に関するPSA(地震PSA)の手法の開発、改良を行なっている。本研究の最新の成果から、以下の事項を報告する。地震危険度評価については、断層モデルに基づく機構論的な地震動予測式の開発を進めており、震源及び波動伝播の地域特性を考慮するために観測地震動を用いて特性パラメータを定めた。建屋の損傷確率評価については、建屋応答の非線形性を考慮した解析により損傷確率を評価した。機器の損傷確率評価については、振動試験データに基づいて非常用ディーゼル発電機の耐力評価を行なった。システム信頼性解析の分野では、地震起因炉心損傷頻度評価用コードSECOM-2を用いた感度解析により、応答の相関性を考慮した場合の炉心損傷頻度への影響を評価した。
平野 雅司; 渡邉 憲夫; 帯刀 勲*; 秋葉 博*
Transactions of 13th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT),Vol. 4, 0, p.695 - 700, 1995/00
加圧水型原子炉(PWR)における加圧熱衝撃(PTS)事象時の原子炉圧力容器の損傷確率を評価するために、確率論的破壊力学解析(PFM)手法が広く用いられている。この手法は米国では既に規制に採り入れられており、解析にはOCA-P、VISA-II等のPFMコードを使用することとしている。本研究では、物理モデルを検討する前段階として、両コードの数値解法を比較した。物理モデルの改良の効果を検討するためには、数値解法の特性を把握することが必須である。比較に際しては、両コードを用い、米国原子力規制委員会と電力研究所が主催したベンチマーク問題を解析した。解析の結果、物理モデル及びデータが同一でも数値解法に依存して圧力容器損傷確率に大きな差異が生じることが明らかになった。本論文では、差異の主な原因を明らかにし、両コードの数値解法上の問題点を指摘するとともに、問題点の改良方法を提案する。
武田 正紀*; 大川 慶直; 圷 陽一; 鈴木 偉之; 古村 利幸*; 広谷 勉*
日本建築学会大会学術講演梗概集, 0, p.45 - 46, 1994/09
ある地域に建てられた耐震建家について、それよりハザードの高い地域への立地手段として免震構造化する可能性を、建家と機器の年損傷確率の比較により、大局的に把握した。周期領域の異なる免震構造と耐震構造の建家をできるだけ公平に確率論的に評価した結果、同じサイトで建家の信頼性が、同等の時、機器には、免震効果が現われる。さらに免震建家の地震ハザードが高くなっても、機器の信頼性をほぼ同等とする免震構造化が可能なことを示した。
