Seismic capacity evaluation of a group of vertical U-tube heat exchanger with support frames for seismic PSA

渡辺 裕一*; 村松 健; 及川 哲邦

Nuclear Engineering and Design, 235(23), p.2495 - 2512, 2005/12

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2005.05.037

原子炉の地震起因事象の確率論的安全評価(地震PSA)に資するため、我が国のBWR残留熱除去系用の複数の支持枠付縦置U字管型熱交換器の地震時耐力を評価した。耐力中央値は4個の熱交換器から選定した代表例について詳細モデルによる時刻歴応答解析を行って評価し、知識不足による不確実さに関する対数標準偏差(LSD)は、応答への影響の大きいアンカーボルトの直径,熱交換器重量,熱交換器重心位置の3つのパラメータのばらつきを考慮して評価した。対象とした熱交換器の支配的損傷モードは支持脚アンカーボルトの主として剪断力による損傷であった。設置床での最大床応答加速度で表した耐力中央値は4,180Gal(4.3g)、ランダム性による不確実さに対応するLSDは物性値のばらつきにより0.11、知識不足による不確実さに対するLSDはばらつき要因として考慮する設計変数の範囲に応じて0.21から0.53となった。

地震PSA用のヒューマンエラーのモデル化の試み

横林 正雄; 及川 哲邦; 村松 健

日本原子力学会和文論文誌, 1(1), p.95 - 105, 2002/03

https://doi.org/10.3327/taesj2002.1.95

原子力発電所の地震に対する確率論的安全評価(PSA)で使用するために、運転員のヒューマンエラー確率(HEP)モデルとその適用例を報告する。このモデルでは、運転員のストレスや地震動レベルの影響を考慮して、HEPは、地震動がないときは内的事象と同じとし、地震動レベルの増加に伴って線形に増加し、ある地震動レベル以降は一定とするリミテッドランプモデルで表した。適用例として、外部電源喪失による事故シーケンスで必要となるさまざまな運転員操作を短期と中長期に分けて、関連する振動台実験の調査結果や既存の人間信頼性解析手法を用いて、各操作のHEPモデルのパラメータを決定し、地震時のヒューマンエラーが炉心損傷頻度に及ぼす影響を推定した。この適用例では、ヒューマンエラーの影響は小さいとの結果が得られるとともに、ここに示すモデル化手法は、地震時のさまざまな運転操作の重要性を分析するうえで有用であることが示唆された。

Research at JAERI for effective uses of seismic PSA

村松 健; 廣瀬 次郎*; 及川 哲邦; 近藤 雅明

Proceedings of 15th KAIF/JAERI Annual Meeting, p.229 - 238, 2000/00

原研では、原子力発電所の地震起因事象に関する確率論的安全評価(地震PSA)の手法を開発し、軽水炉モデルプラントへの適用により、この手法が安全にとって重要な機器損傷や事故シナリオ等を同定するうえで有用であることを示してきた。そして現在は、この手法を地震リスクの一層の低減や耐震設計の高度化に活用するための研究を進めている。本論文では、耐震設計への応用として実施している、確率論的地震危険度評価の設計用想定地震設定への応用及び第四紀層地盤立地の安全性への影響検討における地震PSAの応用について、現状を紹介する。前者では、地震危険度への寄与度から支配地震を同定する手法として亀田・石川の方法等を実サイトに適用して実用上の課題を検討し、後者では地盤損傷の確率論的評価により手法の有用性について見通しを得た。

Insights from the seismic PSA of the BWR model plant at JAERI

及川 哲邦; 近藤 雅明; 渡辺 裕一*; 白石 巌*; 廣瀬 次郎*; 村松 健

Proc. of Int. Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment (PSA'99), 1, p.77 - 84, 1999/00

本論文では、原研で実施したBWRモデルプラントの地震時確率論的安全評価(PSA)の結果と知見をまとめている。起因事象では外部電源喪失が、事故シーケンスとしては崩壊熱除去機能喪失及び全交流電源喪失シーケンスが、システムとしては非常機器冷却系のようなサポート系の喪失が支配的であるとの結果となった。また原研で新たに開発した手法により相関性が炉心損傷頻度(CDF)に及ぼす影響を検討した結果、米国の先行研究で指摘されている程には大きくない可能性が示唆された。原研の地震PSA手法はリスク上重要な因子の理解に有効であること、しかしCDFの絶対値を意思決定に使用するには、さらなるデータの改善が必要なこと等が知見として得られた。さらに、新たに提案した重要度指標による解析等によれば、地震危険度の不確実さが重要度評価に及ぼす影響は小さく、リスク上重要な因子の摘出が可能との方向性が示された。

Development of screening method for volcanic activity

及川 哲邦; 村松 健; 野元 洋一*; 早川 裕*

Probabilistic Safety Assessment and Management, 4, p.2701 - 2706, 1998/00

火山国である日本では、原子力施設等への火山活動によるリスクが十分小さいことを確認したり、影響評価結果によってはリスクマネージメント策を検討することは重要である。原研では、火山活動に対する確率論的安全評価(PSA)手法を開発すべきか判断するためにスクリーニング法を開発している。火山に関する文献の調査結果をもとに、原子力施設で生じ得る被害、最大影響範囲等を考慮し、スクリーニング対象として火砕流、泥流、火砕物の降下を選定した。火山活動に対するスクリーニング法は、原子力施設周辺の火山のリストアップと噴火記録の調査のステップと、地形的要因や噴火発生頻度評価等による、火砕流、泥流、火砕物の降下に対するスクリーニングのステップとからなる。我が国では既存原子力施設は火山から十分離れているが、幾つかの立地点を選定し、スクリーニング法の適用性を確認する計画である。

Development of systems reliability analysis code SECOM-2 for seismic PSA

及川 哲邦; 近藤 雅明; 水野 義信*; 渡辺 裕一*; 福岡 博*; 村松 健

Reliab. Eng. Syst. Saf., 62(3), p.251 - 271, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0951-8320(98)00025-8

原研で開発している地震PSAのためのシステム信頼性解析コード、SECOM-2では、地震時の機器損傷確率の計算、ミニマルカットセット(MCS)の導出、システムの条件付故障確率の計算、地震ハザードを組み合わせた事故シーケンスの発生頻度や炉心損傷頻度の計算、感度解析、様々な指標を用いた重要度評価、不確実さ解析等を行う機能がある。まず、原研では地震下における炉心損傷事故のモデルとして、全ての起因事象による炉心損傷を1つのシステムモデルで表した総合フォールトツリー(FT)を用いている。このような総合FTを用いることにより、システム機能喪失、炉心損傷等の条件付き確率の点推定値曲線を地震動レベルの関数として求めることができる。ここで、点推定の計算には、厳密解が得られるBAM法を採用している。また、地震PSAで重要とされている、機器損傷の相関の取り扱い方法として、新たにモンテカルロ法に基づいた解析機能を組み込んでいるため、MCS間の機器損傷の相関を考慮できる他、従来のMCS法で採用されている上限近似を行うことなく、厳密解に近い計算結果を得ることができる。

Seismic probabilistic safety assessment methodology development and application to a model plant

傍島 眞; 及川 哲邦; 近藤 雅明; 水野 義信*; 村松 健; 蛯沢 勝三

10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 1, p.629 - 636, 1996/00

原子炉の炉心損傷に至り得る外的事象のうち、我が国で重要と考えられる地震について、PSA手法の研究と開発を実施し、炉心損傷に至る機器損傷の頻度を評価する手法を確立した。当初は比較的単純なモデルにより、BWRに適用し、得られた理解をモデルの改良に反映し、設計条件等の影響因子を特定した。炉心損傷頻度まで求めるコードによる計算から、交流電源の機器の耐力すなわち機能維持が、炉心損傷に大きな影響を及ぼすことが認識された。ディーゼル発電機は構成要素の総体としての耐力で破損が決定付けられ、軸受の損傷が代表的モードとなることなどが明らかになった。他の機器についても個別の方法で耐力評価を行っており、地震ハザードの不確実性を小さくし、地震PSAの利用、免振への応用などを通じて原子炉の安全向上を図って行く。

Evaluation of occurrence frequencies of transients at nuclear power plants in Japan

及川 哲邦; 渡邉 憲夫; 平野 雅司

IAEA-CN-61/31, 0, 15 Pages, 1995/00

本論文は、日本の軽水炉で発生した異常事象の発生頻度をカテゴリー別に評価し、主な異常事象の発生頻度を米国と比較したものである。日本の軽水炉で発生した異常事象を通産省が編集している「原子力発電所運転管理年報」から拾い出し、PWR94件、BWR188件を評価対象とした。これら評価対象事象を米国のカテゴリーに分類し、運転管理年報に記載された発電時間(1993年3月31日現在で、PWRで155.8炉年、BWRで178.9炉年)を用いてカテゴリー別の発生頻度を評価した。代表的な異常事象の発生頻度を日本と米国で比較すると、概ね米国の数分の1から20分の1となっていた。日本では蒸気発生器伝熱管漏洩下での運転が認められていないため、その発生頻度が米国より高くなっている。日本と米国で発生頻度を比較する際には異常事象の報告基準とプラクティスが異なっていることに注意すべきである。

Review of updated design of SPWR with PSA methodology

及川 哲邦; 村松 健; 笠原 健夫*

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1341 - 1348, 1995/00

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PSAは、2段階に分けて行った。第一段階PSAでは、SPWRのプラントの概要の把握、設計の弱点の洗い出しのため、3つの起因事象についてのみ評価を行った。この第一段階PSAの結果も参考として、設計者グループは、水張り式格納容器、静的格納容器水冷却系の採用といった設計変更を行った。第二段階PSAではこれらの設計変更を考慮すると共に、故障モード影響解析等から洗い出された全ての起因事象を対象に、事故進展図を作成してイベントツリーを作成し、炉心損傷発生頻度を定量化した。また、静的システムの信頼性及び設計代替案に関する感度解析を実施した。その結果、炉心損傷発生頻度に静的システムの信頼性はあまり大きな影響のないこと、設計代替案として非安全系の高圧注入系を追加することが炉心損傷発生頻度の低減に最も有効であることが分かった。

原子力発電所における事故・故障事例の分析; 原子炉停止時の崩壊熱除去機能喪失に関する事例

渡邉 憲夫; 平野 雅司; 及川 哲邦

JAERI-M 91-143, 173 Pages, 1991/09

JAERI-M-91-143.pdf:5.72MB

本報告書では、原子炉停止時における崩壊熱除去機能の喪失に関する事例の分析結果を報告する。収集した事例は、PWRが206件(対称期間:1976年~1990年)、BWRが48件(同:1985年~1990年)である。事例収集にあたっては、米国の設置者事象報告(LER)やOECD/NEAの事象報告システム(IRS)等を参照した。米国PWRで発生した197件の事象を分析した結果、原子炉停止時に崩壊熱除去機能が喪失した事例の多くは、(1)余熱除去系(RHR)ポンプの吸込/隔離弁の閉止、(2)水抜き運転状態時のRHRポンプの空気巻き込み、(3)RHRポンプの駆動力喪失、のいずれかが直接的な原因となっている。また、その背後にある根本原因を分析すると、手順書の不備や運転員/作業員の誤操作等の人為的な要因が支配的となっている。一方、米国BWRで発生した48件の事象については、運転員/作業員の誤操作に起因する吸込/隔離弁の閉止によるものが最も多い。