Development of probabilistic risk assessment methodology using artificial intelligence technology, 3; Automatic fault tree creation tools for failure mode level fault tree

二神 敏; 近藤 佑樹; 山野 秀将; 栗坂 健一

Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 9 Pages, 2024/10

This study is intended to develop PRA methodology using the AI technology. The authors have been conducting a three year program including the development of AI tools for automatic FT creation. This AI tools are intended to enable any users to easily perform PRA with the same quality less depending on user's PRA skill. This paper describes updates of the AI tools for automatic FT creation, as a second step progress.

Development of probabilistic risk assessment methodology using artificial intelligence technology, 1; Automatic fault tree creation

二神 敏; 山野 秀将; 栗坂 健一; 氏田 博士*

Proceedings of PSAM 2023 Topical Conference AI & Risk Analysis for Probabilistic Safety/Security Assessment & Management, 8 Pages, 2023/10

原子力発電所のPRAの効率的・効果的な社会実装を目指したイノベーションを創出するため、AI,デジタル化技術を活用して、運転時のPRAにおけるフォルトツリー(FT)作成、及び信頼性データベース構築に着目してAIツールを開発する。本報では、AIツールの開発計画とFT自動作成ツールの開発状況について報告する。

よくわかるPRA; うまくリスクを使えるために,1; 確率論的リスク評価の技術課題

丸山 結; 喜多 利亘*; 倉本 孝弘*

日本原子力学会誌ATOMO, 62(6), p.328 - 333, 2020/06

発電用原子炉施設, 核燃料施設などの原子力関連施設の安全確保において、確率論的リスク評価(PRA)が重要な役割を担っている。PRAより得られる様々な知見や情報が原子力関連施設の運用に関する意思決定に有用であり、自主的安全性向上活動、新検査制度などにおいて、PRAより得られるリスクの活用もなされている。一方で、PRAの評価技術についても、日本原子力学会標準委員会において、PRA手法を中心とした標準(実施基準)の整備を行うなど段階的に進展している。こういった背景の中で、「よくわかるPRA; うまくリスクを使えるために」と題する連載講座を本稿から7回にわたって開講する。第1回は、原子炉施設及び核燃料施設を対象に、内的事象及び外的事象、レベル1, レベル2及びレベル3、各運転状態(通常運転時や停止時)に対するPRAについて、技術の現状及び応用例、今後の技術課題や研究・開発の方向性について概説する。

Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactors, 1; Project overviews

佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 村松 健*; 牟田 仁*; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; 山本 剛*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

本報告では、高温ガス炉PRAの実施上の課題である、建屋や黒鉛構築物、配管など静的な系統、構築物及び機器の多重故障を考慮した地震PRA手法の確立に向け進めている、静的SSCの多重故障を考慮した事故シーケンス評価手法構築、建屋、黒鉛構築物の損傷を考慮したソースターム評価手法構築、地震時の具体的な事故シナリオ検討に資するフラジリティ評価手法構築及び実用高温ガス炉への適用性評価の概要について報告する。

平成12年度安全研究成果発表会(核燃料サイクル分野-状況等とりまとめ-)

岡 努; 谷川 勉*; 戸室 和子*

JNC TN8200 2001-001, 42 Pages, 2001/01

JNC-TN8200-2001-001.pdf:3.16MB

平成12年12月14日、核燃料施設、環境放射能及び廃棄物処分を対象とした平成12年度安全研究成果発表会を核燃料サイクル開発機構(以下「サイクル機構」という。)アトムワールド(東海事業所)で開催した。本発表会は従来、職員相互の意見交換の場として、社内の発表会として開催されたが、平成8年より公開の発表会とし、社外(科技庁、大学、原研、電力、メーカ)からも多数の方々の参加をいただき、学識経験者等のご意見、ご要望を広く拝聴する方式で開催することとした。本発表会の発表課題は、サイクル機構が「安全研究基本計画」に基づいて実施している核燃料施設、環境放射能、廃棄物処分及び確率論的安全評価(核燃料施設に係るもの)分野の安全研究課題(全41課題)の中から、選定された13課題である。平成11年度の成果について各課題の発表を行った。本資料は、今後の安全研究の推進・評価に資するため、各発表における質疑応答、総括コメント等についてとりまとめたものである。なお、発表会で使用したOHP等はJNCTW1409 2000-004「平成12年度安全研究成果発表会資料(核燃料サイクル分野)」で取りまとめている。また、サイクル機構が実施している核燃料サイクル分野の安全研究の成果をJNCTN1400 2000-013「安全研究成果の概要(平成11年度-核燃料サイクル分野-)」でとりまとめている。

動的信頼性解析プログラムDYANAの改良

田村 一雄*; 入谷 佳一*

JNC TJ9440 2000-004, 22 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-004.pdf:2.35MB

確率論的安全評価において、事故シーケンスの発生頻度を求めるために、フォールトツリー/イベントツリー手法が広く使われている。しかし、従来の手法では、運転現場において実際に運転員が対峙している事象推移をダイナミックに取り扱うことができない。そこで、FBRを対象とした、緊急時運転手順操作とプラントの間のダイナミックな相互作用を扱う動的解析プログラム(DYANA)を作成した。これまでの開発の中で基本的な解析モデルは固まりつつあるが、計算時間の短縮が課題となっている。今回作業では計算時間を短縮するためにMPIを用いてDYANAの並列化を実施し、WSクラスタ上でほぼ理想値に近い並列化性能を実現した。

地層処分システム性能評価のための生物圏評価モデルの高度化(3)(研究委託内容報告書)

池田 孝夫*; 吉田 英爾*; 三木 崇史*

JNC TJ8400 2000-046, 264 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-046.pdf:6.73MB

本研究では、保守的アプローチに基づく生物圏評価パラメータ値の設定に関する方法論、生物圏評価における確率論的評価手法の適用性及び海洋を核種の放出域とした生物圏評価モデルについて検討した。保守的アプローチに基づくパラメータ設定に関する方法論の検討では、設定にあたり考慮すべき事項について検討を行い、生物圏評価におけるデータ選定プロトコルを作成した。確率論的評価手法の検討では、直接モンテカルロ法、及びラテンハイパーキューブ法が適していることがわかった。また、第2次取りまとめのレファレンスケースをベースに確率論的評価手法を適用し、各パラメータに対する感度分析を行った。海洋を核種の放出域とした生物圏評価モデルの検討では、地層処分で採用している海洋のモデルの適用性について検討し、マルチコンパートメントモデルが最も適していることが明らかになった。また、コンパートメントモデルを用いた評価をもとに、原子力施設で採用されている数値解析モデルによる結果と比較を行った。その結果、両者の結果の差は小さいことが確認された。

システム構成管理プログラムの整備(2) -事故シーケンスカットセットデータベースの構築とGUI部の改良-

重盛 正哉*; 関 一弘*; 多田 浩之*

JNC TJ9440 2000-003, 173 Pages, 1999/03

JNC-TJ9440-2000-003.pdf:19.86MB

高速炉プラントのメンテナンス計画の策定に資することを目的として、メンテナンスにおける各フェイズ(運用系統が等しい期間)毎のリスクを評価するプログラムを作成した。平成10年度の作業では、平成9年度までに作成したプログラムのグラフィカルユーザーインターフェース部に対して、データ設定操作や評価結果の解釈の容易さ等のプログラムの使用性の向上を図るための改良作業を実施した。具体的には、系統運用構成画面の縮小表示機能、結果表示画面間の連携呼び出し機能等を追加した。また、リスク評価機能については、事故シーケンスカセットデータベース機能、リスクトレンド追跡機能等の追加作業を実施した。改良したグラフィカルユーザーインターフェースおよび解析部を用いたテストを行い、プログラムが正しく機能することを確認した。

地層処分の極限安全性に関する研究(II)

大久保 博生*

PNC TJ1222 98-001, 212 Pages, 1998/02

PNC-TJ1222-98-001.pdf:18.83MB

本研究では、まず、人間侵入、隆起・侵食、気候変動といったキーワード(あるいは発端事象)に関連する各事象やプロセスを定義し、一般公衆に恐怖感を与えるようなカタストロフィックなシナリオを検討した。次に、このようなシナリオのカタストロフィックな事象やプロセスの特徴をもとに、既住のモデル化概念の事例調査等を通じ、定量化概念(放出量、規模、放出モード(複合発生性)、放出形態、放出頻度、確率など)と処分場システム(周囲の環境状態も含む)の検討を行い、処分場並びにその周辺に与えるインパクトを評価・解析し得るモデルを実際に作成し、地層処分がもたらすリスクを算出し、そのようなシナリオが生じた場合に同時に発生する可能性がある地層処分以外のリスクとの対比が可能となることを考えた。最後に、ここで作成したモデルを用いて算出したリスクを可視化して他のリスクと比較できるような検討を行った。

ATR熱水力設計手法

*

PNC TN1410 97-034, 338 Pages, 1997/09

PNC-TN1410-97-034.pdf:6.65MB

本書は、新型転換炉(ATR)のATR熱水力設計技術について、「ふげん」の設計技術から高度化を図るための研究を実施し、その妥当性等について、学識経験者の審議を通して集大成したものである。ATR実証炉の開発において「ふげん」の開発で培われた解析手法、解析コードを基に「ふげん」の運転実績等を踏まえつつ、設計手法の改良を行っており、それを基にATRの熱水力設計手法の高度化を図っている。特に熱的余裕の指標については、「ふげん」のMCHFRからMCPRに変更し、確率論的な評価手法を開発・導入している。このため、熱的余裕の評価の観点から特に重要な限界熱流速、圧力損失係数等の相関式については、実規模試験データとの対比により、その妥当性を検討した。また、チャンネル流量配分解析コードHAPI(AQUERIOUS)については、「ふげん」におけるチャンネル流量測定データとの対比により計算精度を確認した。さらに、バーンアウト発生確率解析コードDERIV-1については、モンテカルロ法による解析手法及び解析に用いられるデータベース等の妥当性を検討した。このほかに、熱水力安定性、炉心安定性、自然循環時の冷却性及び重水温度分布特性の評価手法について検討した。なお、本書のATR実験炉に係わる検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いている。