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中井 良大; 日置 一雅; 佐久間 孝志; 可児 吉男
PNC TN9410 91-335, 62 Pages, 1991/10
高速炉プラントの運転実績から得られる知見を大型炉の安全設計検討へ有効に反映することを目的としてCREDOデータベースを利用して系統・機器の信頼性の分析を実施した。高速炉用機器の信頼性の特徴を把握するために代表的な機器について安全系・非安全系の違い、設計パラメータによる信頼性依存性の特性を整理した。機器の信頼度評価を通じて各種使用条件に於ける信頼度を把握し、適切な安全設計方針を策定する上で、決定論的な要求条件、例えば、単一故障基準や試験効果等について確率論的検討を加え、それらを検討するための定量的基盤を整理した。また、崩壊熱除去系を対象として系統信頼度を定量化し、系統構成、成功基準等の影響度を分析した。強制循環除熱時のサポートシステムの重要性や自然循環除熱の効果等の系統の信頼度を決定する主な因子を整理し、崩壊熱除去系の合理的な信頼度向上方策に関する知見を得た。
佐久間 孝志
PNC TN9410 91-324, 79 Pages, 1991/09
高速炉プラントの確率論的安全評価(PSA:Probabilistic Safety Analysis )作業の一環として,主としてTHERP(Technique for Human Error Rate Prediction )手法に基づき人的信頼度の評価を行うための支援システムSHERI(System for Human Error and Reliability Investigation)の開発を行った。THERP手法は原子力プラントに代表される巨大技術システムにおけるヒューマンエラーの確率評価手法として,A.D.Swainによって開発されたものであり,WASH-1400, Zion, Indian Point, IREP, ASEP等のPSAで利用されるなど,使用実績も多い。しかしながらTHERPの適用は膨大なページ数の手引書を参考にして行われるため,その内容に十分に精通していなければ正しい評価を行うことは困難であり,これまでTHERPの適用はTHERPの専門家のみによって行われてきたのが実情である。SHERIはTHERP適用上の必要な知識を計算機上に実装し,人的信頼度評価の専門家以外であっても手引書の内容を正しく評価に適用できることを目的としたシステムであり,解析者を支援すると共に,解析者の作業負担を大幅に低減し,整合性のとれた人的信頼度評価を可能とするものである。
佐久間 孝志*; 可児 吉男*
PNC TN9410 90-138, 43 Pages, 1990/09
国内・国外の高速炉プラントで発生した事故・故障事象に関して分析,整理を行い,事故・故障事例の特徴,傾向を把握した。データの分析に当っては,CREDO(高速炉用機器信頼性データベース)の他,いくつかの公開文献をデータソースとして採用した。まず,CREDOデータの中の原子炉施設での機器故障を対象に,事例のシステム別,機器種別,故障要因別,対応措置別等についての傾向分析を行った。次に,これらデータソースから1979年以降約10年間に発生した原子炉停止に至る事象を抽出して,各事例について詳細な検討を行い,安全上の重要性,あるいはこれまでの安全評価事象との対応について考察を試みた。これにより,ここで摘出された事象(原子炉停止に至った事象)は,これまでの安全評価において想定されている事象に包絡されているか,あるいは安全機能の確保に支障のない軽微な事象であるという結果が得られた。
佐久間 孝志*
PNC TN2410 89-011, 104 Pages, 1990/08
国内・国外の高速炉プラントで発生した事故・故障事象に関して分析、整理を行い、事故・故障事例の特徴、傾向を把握した。データの分析に当っては、CREDO(高速炉用機器信頼性データベース)の他、いくつかの公開文献をデータソースとして採用し、各データソースについてデータの概要と、事例のシステム別、機器種別、故障要因別、対応措置別等についての傾向分析を行った。次に、これらデータソースから最近10年間(l979年以降)に発生した事象を抽出して、上記傾向分析を行うと共に、各事例について詳細な検討を行い、我国の高速増殖炉にとっての安全上の意味合い、重要性、あるいは安全評価の包絡性の観点から考察を試みた。本検討結果によると、ここで摘出された事象(原子炉停止に至った事象)は、これまでの安全設計/評価において想定されている事象に包絡されているか、あるいは安全機能の確保に支障のない軽微な事象であることが確認された。
可児 吉男; 日置 一雅*; 佐久間 孝志*; 中井 良大*; 相澤 清人*
Proceedings of International Topical Meeting on Probability, Reliability and Safety Assessment (PSA '89), p.810 - 819, 1989/00
本論文は、典型的なル-プ型FBRを対象とした運転要領、制限条件の検討に対して確立論的アプロ-チを適用した結果をまとめている。崩壊熱除去系等の安全系について一部の構成機器が故障していることを発見した場合のその後の許容運転継続時間や健全系統の試験間隔を検討するための方策をいくつか提案した。それに基づいて、複数の安全系を例として取り上げて評価を行い、それらの方策の妥当性について議論するとともに、この過程で新たな修正方策を提示しその有用性を示した。また、感度解析を行い、起因事象の発生頻度、使命時間、自然循環能力等の各因子が与える影響を把握するとともに、故障率デ-タ等の不確かさに結果の不確かさ隔について評価した。
石川 真*; 佐久間 孝志*; 揃 正敏*
PNC TN941 80-211, 129 Pages, 1980/11
高速実験炉「常陽」75MW出力上昇試験の一項目として実施されたPT―11熱出力較正試験の結果について報告する。本試験は,低出力から75MW定格出力までの各段階において,原子炉熱出力を測定し,核計装設備における出力系の較正を行なう事をその目的とする。本試験は1979年7月から8月にかけて,計152回の測定,及び4回の出力系調整・2回の中間系調整が行なわれ,この結果,以下の主要諸点が確認された。1.出力系指示値と原子炉熱出力の間には,非常に良好な直線性がある。2.中間系指示値は,10MW以上の炉出力では非線形であり,炉出力の上昇につれて,急激に増大する。(但し,10MW以上は高出力モードであり,中間系は使用しないので,運転上の問題はない。)3.出力系指示値は,黒鉛遮蔽体の温度変動と共に変動し,その変化率は+0.26%/
である。黒鉛遮蔽体の温度変動幅は,最大で約40であり,その変化は原子炉運転履歴に対して約2
3日の時定数をもって追従する。この出力系指示値変動の原因は,黒鉛遮蔽体温度の上昇による透過中性子束スペクトルの硬化である。4.出力系指示値は,原子炉入口Na温度に依存して変動し,この温度係数は+8.2
10-2%/である。5.75MW定格出力における熱出力測定の全誤差(系統誤差と再現性誤差の和)は41MW(=5.5%)であり,再現性誤差は0.40MW(=0.53%)である。また,出力系指示値測定の誤差は0.42%である。
鈴木 利明*; 平田 豊*; 佐久間 孝志*; 鈴木 幸男*; 揃 政敏*
PNC TN941 80-153, 46 Pages, 1980/09
本緒は常陽の格納容器雰囲気調整換気設備(含むアニュラス部排気系/非常用ガス処理装面およびコンクリート遮蔽体冷却系)の系統設計についてまとめたものであり,試運転の段階で摘出された不具合点に関する設計の変更個所についても記哉している。
石川 真*; 遠藤 雅行*; 小沢 健二*; 佐久間 孝志*; 揃 政敏*; 関口 善之*
PNC TN941 79-179, 198 Pages, 1979/10
高速実験炉「常陽」出力上昇試験の一項目として実施された熱出力較正試験(PT―11)の結果について報告する。▲本試験は,低出力から50MW定格出力までの各段階において熱出力を測定し,核計装設備における出力系の較正を行なう事を目的とする。原子炉の熱出力は一次主冷系のNa出入口温度及び流量を測定する事によって求められ,出力系及び中間系はその指示値が熱出力に一致するように電子回路を調整した。▲本試験は1978年4月から8月まで実施され,この結果以下の主要諸点が確認された。▲1)出力系指示値と熱出力の間には,非常に良好な直線性がある。▲出力系と中間系は,3デカード以上の充分なオーバーラップを示す。▲3)出力系指示値は,原子炉の運転履歴に依存して変動する。▲起動直後の出力系指示値は,原子炉熱出力に対して小さめの値を示し,その後次第に増加して,起動後約1週間で安定する。その変動量は最大で約6%である。▲
