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論文

Sensitivity analysis of a passive decay heat removal system under a post-loss of coolant accident condition

劉 峭; 本間 俊充

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(9), p.897 - 909, 2012/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.96(Nuclear Science & Technology)

次世代原子炉の開発に向けて、受動的安全システムは信頼性が高いと考えられるため、脚光を浴びているが、システム挙動の不確実さが大きいと指摘されている。受動的安全システムの信頼性を高めていくため、システム挙動への影響の大きい因子を特定し、その因子の不確実を低減させる必要がある。本研究は、分散に基づく不確実さ重要度指標を用いて、あるガス冷却高速炉の冷却材喪失事故発生後の残留熱除去システムの挙動を対象に、感度解析を行った。その結果、システムの圧力は、システムの挙動の不確実さに最も寄与することがわかった。また、熱交換器の壁面温度、混合対流区のヌセルト係数や摩擦係数もシステムの挙動に影響することがわかり、受動的安全システム設計の信頼性向上に有益の情報を提供できた。

論文

A Simple method for estimating the structure temperatures and the cesium revaporization inside the reactor pressure vessel, 1; Basic concepts and model descriptions for the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

劉 峭; 石川 淳; 丸山 結; 渡邉 憲夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(5), p.479 - 485, 2012/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:24.98(Nuclear Science & Technology)

本研究では、原子力発電所炉心溶融事故発生数か月後における、原子炉容器内部露出炉心と構造材の温度、及び原子炉容器内部の構造材に沈着した核分裂生成物の放出特性を評価する簡易手法を開発した。本論文には、まず、評価のための基本概念や仮定を述べる。次に、温度計算のための熱バランスモデルの詳細を記述する。さらに、原子炉容器内部に沈着したCsOHの再蒸発率及び格納容器外への放出率の計算モデルを示す。提案した簡易手法は福島第一原子力発電所の1号機、2号機及び3号機に適用できることが期待される。

論文

A Simple method for estimating the structure temperatures and the cesium revaporization inside the reactor pressure vessel, 2; Feasibility study for the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

劉 峭; 石川 淳; 丸山 結; 渡邉 憲夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(5), p.486 - 495, 2012/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

本論文は、2編構成されるシリーズ論文の第2編で、第1編に提案した手法の福島第一原子力発電所事故への適用性を評価した。露出炉心の割合、格納容器に落下した炉心の割合、冠水炉心の割合及び注入水のリーク割合を不確かさを持つ重要なパラメータとし、注水方法(給水系あるいは炉心スプレー系)の違いによる冷却及びCsOH放出の抑制効果の差を明示した。また、冠水炉心,格納容器に落下した炉心及び注水リーク割合の影響が強制対流に寄与する炉内水蒸気の蒸発量に反映されるため、これら三つのパラメータの影響を加味した無次元崩壊熱を導入し、感度解析を行った。その結果、露出炉心と構造材の温度及びCsOHの再放出量が無次元崩壊熱の増大に伴って増大したことが明らかになった。また、測定可能な圧力容器外壁温度と露出炉心や炉内構造材の温度及びCsOHの追加的放出の関係も検討した。

論文

FAST手法による感度解析について

劉 峭

オペレーションズ・リサーチ, 55(10), p.622 - 626, 2010/10

FAST(Fourier Amplitude Sensitivity Test)手法は、モデルの入力変数の不確実さによる出力変数の不確実さへの影響を評価する手法であり、グローバル感度解析として最初に提案されたものである。FAST手法の特徴とは、各入力変数にそれぞれ異なる特性周波数を割り振り、高次元の入力変数空間を1次元空間に変換させ、各入力変数によるモデル出力変数の分散への寄与が、フーリエ変換により得られた特性周波数及びその高次周波数のフーリエ係数から効率よく求められると言うことである。本文は、エルゴード定理による高次元の入力変数空間を1次元空間に変化させるための探索関数の決め方,各入力変数の特徴周波数の選択手法及びフーリエ変換による出力変数の分散の計算手法などを詳細に紹介した。本解説により不確実状況下での意思決定におけるFAST手法の新しい展開に期待する。

報告書

グローバル感度解析コードGSALabの開発

劉 峭; 本間 俊充; 西巻 祐一郎*; 林 寛子*; 寺門 正人*; 田村 智志*

JAEA-Data/Code 2010-001, 57 Pages, 2010/03

JAEA-Data-Code-2010-001.pdf:16.81MB

原子力発電所などの工学施設のリスク評価モデルには、機器故障率などのモデル入力変数の不確実さが伝播することにより計算結果に不確実さが生じる。リスク評価結果の不確実さ及びその不確実さへの各入力変数の寄与度を評価するためのツールとして、モンテカルロ手法を用いたグローバル感度解析コードGSALabを開発した。本コードは、乱数発生部,不確実さ解析部,感度解析部で構成される。乱数発生部では、確率分布に従った乱数の生成機能を有する。不確実さ解析部では、モデル出力の平均値や分散などの統計量の計算、そして確率密度分布や累積分布の計算が可能である。感度解析部には、分散に基づく指標をはじめとして、複数のグローバル感度指標の計算機能を備えた。また、GSALabにGUI(グラフィカル・ユーザー・インタフェース)を組み込み、利便性を向上させている。本コードは、原子力発電所のリスク評価だけでなく、一般的な計算モデルに対する不確実さ解析・感度解析にも適用可能である。

論文

A New importance measure for sensitivity analysis

劉 峭; 本間 俊充

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(1), p.53 - 61, 2010/01

 被引用回数:67 パーセンタイル:97.14(Nuclear Science & Technology)

リスク問題を評価する際、出力変数の不確実さ問題は回避できない。不確実さ重要度指標は、入力変数のばらつきがどの程度出力変数に寄与するかを評価するための指標である。これまでには、平均値をベースにした指標や分散をベースにした指標など、数多くの重要度指標が提出された。これらの重要度指標の長所と短所を分析したうえで、著者らは新しい重要度指標を提案した。新指標は、出力変数の累積確率分布の変化自体を取り扱うモーメント独立なものである。モンテカルロ手法に基づき、この新指標の計算方法も提案し、二つの例を用いて、提案した新指標による計算結果の安定性と計算の容易さを示した。

論文

A New computational method of a moment-independent uncertainty importance measure

劉 峭; 本間 俊充

Reliability Engineering & System Safety, 94(7), p.1205 - 1211, 2009/07

 被引用回数:108 パーセンタイル:94.55(Engineering, Industrial)

リスク問題においては、入力変数の不確実さが存在するため、モデルの出力の不確実さを引き起こす。モデルの出力の不確実さにどの入力変数の不確実さがどの程度影響するかを明らかにする研究はグローバル感度解析である。Borgonovoは理想的な不確実さ重要度指標はグローバルで、モデルに依存せず、かつモーメント独立であることを指摘し、$$delta$$という新しい重要度指標を提出した。この$$delta$$の計算方法は、二つの確率密度関数間の面積を計算することによって求められる。著者らはこの計算方法を分析し、二つの確立密度関数間の面積はこれらの確率密度関数の交点における、対応する累積確率関数間の垂直方向の距離の代数和の2倍に等しいとの結果を得た。したがって、著者らはDeltaを求める新しい計算方法を提出した。二つの例を用いて、提案した新計算方法の有効性を示した。

報告書

User's manual of SECOM2-DQFM; A Computer code for seismic system reliability analysis

劉 峭; 村松 健; 内山 智曜*

JAEA-Data/Code 2008-005, 76 Pages, 2008/03

JAEA-Data-Code-2008-005.pdf:2.03MB

SECOM2-DQFMは、地震起因の事故に関する確率論的安全評価(PSA)への利用を目的に開発されたものであり、原子力プラントをはじめとする複雑なシステムの地震時のシステム信頼性を解析する。SECOM2-DQFMコードは、対象プラントの地震ハザード曲線,システム故障や損傷を発生させる起因事象及び緩和設備の失敗の条件を表現するフォールトツリー及びイベントツリーのモデル,それらのFT/ETを構成する設備の地震応答と耐力に関するデータなどを入力条件として、ある地震動に対するFTモデル頂上事象の条件付き発生確率や発生頻度を計算するほか、基事象の重要度指標やETで定義した事故シーケンスの発生頻度を計算する機能がある。また、SECOM2-DQFMコードは、地震による複数の設備の同時損傷確率を正しく評価するために、応答又は耐力の確率分布間の相関によって生じる機器損傷の相関性を適切に表現できるようモンテカルロ法を用いてフォールトツリーを定量化する手法を採用している。本報告書は、日本語で記述されたSECOM2-DQFMコードのユーザズマニュアルの英訳版である。

報告書

地震時システム信頼性解析コードSECOM2-DQFMのユーザーズマニュアル

劉 峭; 村松 健; 内山 智曜*

JAEA-Data/Code 2008-004, 70 Pages, 2008/03

JAEA-Data-Code-2008-004.pdf:4.54MB

SECOM2-DQFMは、地震起因の事故に関する確率論的安全評価(PSA)への利用を目的に開発されたものであり、原子力発電プラントをはじめとする複雑なシステムの地震時のシステム信頼性を解析する。SECOM2-DQFMコードは、対象プラントの地震ハザード曲線、システム故障や損傷を発生させる起因事象及び緩和設備の失敗の条件を表現するフォールトツリー及びイベントツリーのモデル、それらのFT/ETを構成する設備の地震応答と耐力に関するデータなどを入力条件として、ある地震動に対するFTモデル頂上事象の条件付き発生確率や発生頻度を計算するほか、基事象の重要度指標やETで定義した事故シーケンスの発生頻度を計算する機能がある。また、SECOM2-DQFMコードは、地震による複数の設備の同時損傷確率を正しく評価するために、応答又は耐力の確率分布間の相関によって生じる機器損傷の相関性を適切に表現できるようモンテカルロ法を用いてフォールトツリーを定量化する手法を採用している。本報告書は、SECOM2-DQFMコードの使用手引きとしてまとめたものである。

論文

Effect of correlations of component failures and cross-connections of EDGs on seismically induced core damages of a multi-unit site

村松 健; 劉 峭; 内山 智曜*

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(1), p.122 - 132, 2008/00

原子力発電施設のリスク管理への地震PSAの応用方法の検討を目的に、機器損傷相関の影響を考慮した複数基立地サイトの炉心損傷頻度(CDF)及び炉心損傷事故シーケンスの特徴について考察し、またアクシデントマネジメント方策としての電源融通の有効性についても検討した。Mark II型格納容器を有する隣接立地の二基のBWRを想定したシステムモデルを作成し、地震時のシステム信頼性解析用コードSECOM2を用い、機器損傷の相関を考慮したうえで、CDF及び炉心損傷事故シーケンスの構成を求めた。その結果、CDFが機器損傷相関の度合いに影響されることがわかった。また、NUREG-1150に決められた機器の相関係数を使用した際、一基のみのCDF,サイトにおけるCDF(二基どちらかで炉心損傷),二基同時に炉心損傷の頻度はそれぞれ1.3倍,1.2倍,2.3倍に増加した。さらに、異なるシーケンスの組合せによって二基同時に炉心損傷の可能性があることを示した。電源融通を考慮した場合は、一基のみのCDF,サイトにおけるCDF,二基同時に炉心損傷の頻度がともに減少し、電源融通はリスク低減に有効である可能性が示された。

論文

Use of uncertainty importance measures to complement risk importance measures in PSA

劉 峭; 本間 俊充

Proceedings of 9th International Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-9) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/00

確率論的安全評価における基事象の重要度を評価する際、フッセル・ベイズリ(FV)指標とリスク達成価値(RAW)がよく使われている。二つの重要度指標はともにリスクの点推定値に基づくものである。しかし、実際、基事象の発生確率はある程度の不確実さが存在するため、モデルを介してモデルのアウトプット変数であるリスクの不確実さを引き起こす。そのため、ある基事象のリスクへの寄与度を評価する際に、基事象発生確率の不確実さ問題を配慮する必要がある。二つのフォールトツリーモデルを用いて、FV(又はRAW)指標及び二つの不確実さ重要度指標による各基事象の重要度を評価した結果、必ずしも同じ順番でないことがわかった。不確実さ重要度指標はFVまたRAWと異なる視点で基事象の重要度を評価するため、補完的な使用を考慮する必要がある。

口頭

Analysis of seismically induced core damage at two BWRs in the same site

村松 健; 劉 峭; 内山 智曜*

no journal, , 

原子力発電施設のリスク管理への地震PSAの応用方法の検討を目的に、複数基立地サイトでの炉心損傷頻度や事故シーケンスの特徴及びアクシデントマネジメント方策としての電源融通の有効性について検討した。日本原子力研究所のモデルプラントの地震PSA(JAERI-Research 99-035)をもとにMark II型格納容器を有する隣接立地の2基のBWRを想定したシステムモデルを作成し、地震時のシステム信頼性解析用コードSECOM2を用い、炉心損傷頻度及び炉心損傷事故シーケンスの構成を求めた。また、事故シーケンス発生頻度の定量化では機器損傷の相関性が影響しうるので、感度解析により、その影響を考慮した。その結果、炉心損傷事故シーケンスの構成は、2基同時に炉心損傷となる場合より、1基のみ炉心損傷となる場合が多いことなどの結果を得た。さらに、電源融通に関する感度解析では、健全なユニットから損傷した側に融通することで、炉心損傷頻度を低下できる可能性のあることが示唆された。

口頭

The Indication of a moment independent measure and its new calculation method

劉 峭; 本間 俊充

no journal, , 

リスク問題においては、入力変数のばらつきが存在するため、モデルの出力のばらつきを引き起こす。モデルの出力の不確実さにどの入力変数のばらつきがどの程度影響するかを明らかにする研究はグローバル感度解析である。Borgonovoは理想的な不確実さ重要度指標はグローバルで、モデルに依存せず、かつモーメント独立であることを指摘し、$$delta$$という新しい重要度指標を提出した。この$$delta$$の計算方法は、二つの確率密度関数間の面積を計算することによって求められる。著者らはこの計算方法を分析し、二つの確率密度関数間の面積はこれらの確率密度関数の交点における、対応する累積確率関数間の垂直方向の距離の代数和の2倍に等しいとの結果を得た。これに基づき、著者らは$$delta$$を求める新しい計算方法を提出した。分析により、この計算方法はBorgonovoの計算方法より$$delta$$の計算精度を改善できることを示唆した。

口頭

A Robust importance measure for sensitivity analysis

本間 俊充; 劉 峭

no journal, , 

リスク問題を評価する際、出力変数の不確実さ問題は回避できない。不確実さ重要度指標は、入力変数のばらつきがどの程度出力変数に寄与するかを評価するための指標である。これまでには、平均値をベースにした指標や分散をベースにした指標など、数多くの重要度指標が提出された。これらの重要度指標の長所と短所を分析したうえで、著者らは新しい重要度指標を提案した。新指標は、出力変数の累積確率分布の変化自体を取り扱うモーメント独立なものである。モンテカルロ手法に基づき、この新指標の計算方法も提案し、二つの例を用いて、提案した新指標による計算結果の安定性を示した。

口頭

Effect of correlations of component failures and cross-connections of EDGs on seismically induced core damage of a multi-unit site

村松 健; 劉 峭; 内山 智曜*

no journal, , 

原子力発電施設のリスク管理への地震PSAの応用方法の検討を目的に、機器損傷相関の影響を考慮した複数基立地サイトの炉心損傷頻度(CDF)及び炉心損傷事故シーケンスの特徴について考察した。また、アクシデントマネジメント方策としての電源融通の有効性についても検討した。隣接立地の二基のBWRを想定したシステムモデルを作成し、地震時のシステム信頼性解析用コードSECOM2を用い、機器損傷の相関を考慮したうえで、CDF及び炉心損傷事故シーケンスの構成を求めた。その結果、CDFが機器損傷相関の度合いに影響されることがわかった。また、NUREG-1150に決められた機器の相関係数を使用した際、一基のみのCDF,サイトにおけるCDF(二基どちらかで炉心損傷),二基同時に炉心損傷の頻度はそれぞれ1.3倍, 1.2倍, 2.3倍に増加した。さらに、異なるシーケンスの組合せによる二基同時に炉心損傷の可能性があることを示した。電源融通を考慮した場合は、一基のみのCDF,サイトにおけるCDF,二基同時に炉心損傷の頻度がともに減少した。また、サイトにおけるCDFは一基単独立地サイトのCDFより低くなることがわかった。

口頭

確率逆変換手法による不確実さパラメータの導出; 内部被ばく線量係数の例

波戸 真治; 劉 峭; 本間 俊充

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では確率論的安全評価手法の高度化・開発整備の一環として、不確実さ・感度解析手法に関する研究を実施している。本解析では、欧州委員会と米国原子力規制委員会が共同で実施した確率論的事故影響評価(レベル3PSA)の不確実さに関する専門家判断情報をもとに、原子力機構で開発したレベル3PSAコードOSCAARに用いる入力パラメータの不確実さ分布を導出した。専門家判断情報はおもに物理量の主観確率によって構成される。専門家に直接、モデルの入力パラメータの不確実さを尋ねる場合と、関連するモデルの出力を尋ねる場合がある。前者はその分布を直接、不確実さ解析に使用することができるが、後者は確率逆変換によって入力パラメータの不確実さ分布に変換する必要がある。本発表では、専門家判断情報に基づいて確率逆変換によって、内部被ばく線量評価モデルの入力パラメータの不確実さ分布を導出し、OSCAARに用いる内部被ばく線量係数の不確実さ分布例を示す。

口頭

リスク評価モデルにおける不確実さ・感度解析,3; 感度解析複数の不確実さ重要度指標によるリスク評価モデルの重要な入力パラメータの摘出

劉 峭; 本間 俊充; 波戸 真治

no journal, , 

原子力発電所の確率論的安全評価(PSA)により得られたリスク情報を安全性に関する意思決定に活用しようとする際、できるだけリスクの不確実さを減らす必要がある。そのため、限りある資源をリスクの不確実さへの寄与度の高い機器に配分するため、不確実さ重要度指標により機器の重要度評価を行う必要がある。本研究では、著者らが提出した重要度指標を含め、複数の指標をリスク評価モデルに適用し、モデルの入力変数の不確実さ重要度を評価した。その結果、各指標によるモデルの各入力変数の重要度順位が同じではないものの、複数の指標を使用することにより、重要度の高い入力変数選定の堅固度を向上することができる。

口頭

リスク評価モデルにおける不確実さ・感度解析,2; 専門家判断情報を用いたレベル3PSAの不確実さ・感度解析

本間 俊充; 波戸 真治; 劉 峭

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では確率論的安全評価手法の高度化・開発整備の一環として、不確実さ・感度解析手法に関する研究を実施している。本報告では、欧州委員会と米国原子力規制委員会が共同で実施したレベル3PSAコードの不確実さに関する専門家パネルの情報を中心に、原子力機構で開発したレベル3PSAコードOSCAARを用いた入力パラメータの不確実さ伝播解析及び感度解析を行った。その結果、主要な健康影響に関する不確実さ巾は気象条件に関する期待値をとった場合、95%値/5%値では100から1000程度と大きいが95%値/平均値では3から5程度であること、回帰/相関係数に基づく感度解析によると早期健康影響の不確実さに寄与するパラメータとしては呼吸率や建屋のフィルター係数、晩発性健康影響に対してはリスク係数が同定された。

口頭

Development of GSALab computer code for global sensitivity analysis

劉 峭; 本間 俊充

no journal, , 

リスク評価結果の不確実さ及びモデル入力のその不確実さへの寄与を評価するための解析ツールとして、モンテカルロ手法を用いたグローバル感度解析コードGSALabを開発した。本コードは、乱数発生,不確実さ解析、及び感度解析の3つの部分で構成される。乱数発生部では、モンテカルロ法によりモデル入力の不確実さの確率分布に従って入力値を設定する。不確実さ解析部では、モデルの評価結果の不確実さを定量化するため、平均値や分散等の統計量を算出する。感度解析部は、分散に基づく指標をはじめ多数のグローバル感度指標の計算機能を有している。また、グラフィカルユーザーインターフェイスGUI機能を組み込み、ユーザーに対する利便性を向上させた。本コードは、リスク評価だけでなく、さまざまな計算モデルに適用可能である。

口頭

受動的熱水力システムの感度解析

劉 峭

no journal, , 

次世代原子炉の開発に向けて、受動的安全システムは信頼性が高いと考えられるため、脚光を浴びているが、システム挙動の不確実さが大きいと指摘されている。受動的安全システムの信頼性を高めていくため、システム挙動への影響の大きい因子を特定し、その因子の不確実さを低減させる必要がある。本研究は、総感度指標を用いて、あるガス冷却高速炉の残留熱除去システムの挙動を対象に、感度解析を行った。その結果、システムの圧力のほかに、熱交換器の壁面温度,混合対流区のヌセルト係数や摩擦係数もシステムの挙動に影響することがわかり、受動的安全システム設計の信頼性向上に有益な情報を提供できた。

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