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久保 光太郎; Zheng, X.; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Proceedings of the Institution of Mechanical Engineers, Part O; Journal of Risk and Reliability, 237(5), p.947 - 957, 2023/10
被引用回数：4 パーセンタイル：69.72(Engineering, Multidisciplinary)確率論的リスク評価(Probabilistic Risk Assessment: PRA)は、大規模かつ複雑なシステムのリスクを評価するために用いられる手法である。しかし、従来のイベントツリーやフォールトツリーを用いたPRAでは、原子力発電所の構造物、系統及び機器が損傷するタイミングを考慮することは困難である。そこで、この課題を解決するために、RAPID(Risk Assessment with Plant Interactive Dynamics)を用いて、熱水力解析と外部事象のシミュレーションを組み合わせた手法を提案した。加圧水型原子炉のタービン建屋内での内部溢水を表現するために、ベルヌーイの定理に基づいた溢水伝播モデルを適用した。加えて、溢水源の流量や緩和システムの故障基準などの不確実さを考慮した。シミュレーションでは、運転員がいくつか簡略化を行うことにより、運転員による溢水源の隔離操作と排水ポンプを用いた回復操作をモデル化した。その結果、隔離と排水を組み合わせることで、溢水発生時の条件付炉心損傷確率を約90%低減できることが示された。
久保 光太郎; Zheng, X.; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Proceedings of 30th European Safety and Reliability Conference and 15th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (ESREL 2020 and PSAM-15) (Internet), p.2279 - 2286, 2020/11
確率論的リスク評価(PRA)は巨大かつ複雑なシステムをリスクを評価する手法の1つである。従来のPRA手法を用いて外部事象のリスクを評価する場合、構造物、系統及び機器の機能喪失時刻の取扱いが困難である。この解決策として、熱水力解析と外部事象評価シミュレーションをRAPID (Risk Assessment with Plant Interactive Dynamics)コードを用いて結合した。外部事象としてPWRプラントにおけるタービン建屋内での内部溢水を選定し、溢水進展評価にはベルヌーイ則に式を用いた。また、溢水源の流量及び緩和設備の没水基準に関する不確実さを考慮した。回復操作については、運転員による溢水源の隔離とポンプによる排水を仮定とともにモデル化した。結果として、隔離操作が排水と組み合わせることによりより有効になることが示された。
田中 洋一; 玉置 等史; Zheng, X.; 杉山 智之
Proceedings of 30th European Safety and Reliability Conference and 15th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (ESREL 2020 and PSAM-15) (Internet), p.2195 - 2201, 2020/11
One advantage of dynamic probabilistic risk assessment (PRA) is that it can take into account the timing and ordering of event occurrences based on more explicit simulation of system dynamics. It is expected that dynamic PRA can lead us into a more realistic risk assessment, overcoming some limitations of conventional PRA. Multiple dynamic PRA tools have been developed worldwide, and applied to risk assessment of large industrial facilities such as nuclear power plants and crewed spacecrafts. Japan Atomic Energy Agency has developed the dynamic PRA tool, RAPID (Risk Assessment with Plant Interactive Dynamics), considering the interaction between accident simulation and dysfunctional models of safety-related systems. This paper introduces a recent enhancement of RAPID to treat more complicated simulation interactions from the outside of severe accident codes. It is designed to feed back and forth plant information from simulators to the accident sequence generator. It discusses how the enhancement affects the results of risk assessment, with an example analyzing thermal failure of a safety relief valve in a station blackout accident occurred at a boiling water reactor plant.
久保 光太郎; Zheng, X.; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.308 - 315, 2020/10
動的確率論的リスク評価(PRA)PRAは従来のPRA手法の現実性と網羅性を向上させる手法の一つである、しかしながら、それらの向上と引き換えに膨大な計算コストが発生する。本稿では、複数のサンプリング手法を簡易的な事故シーケンスに対する動的PRAに対して適用した。具体的には、モンテカルロ法,ラテン超方格法,格子点サンプリング及び準モンテカルロ法を比較した。その結果、今回の検討の範囲においては、準モンテカルロ法が最も効率的であった。
坂口 忍; 立花 郁也; 越野 克彦; 白水 秀知; 白井 更知; 今本 信雄; 冨田 恒夫; 飛田 祐夫; 山中 淳至; 小林 大輔; et al.
JAEA-Technology 2011-006, 24 Pages, 2011/03
JAEA-Technology-2011-006.pdf:3.07MB
2007年に発生した新潟県中越沖地震において、柏崎刈羽原子力発電所では設計基準を超える地震動が観測されたが、「止める,冷やす,閉じ込める」ための耐震重要度の高い施設,設備については、耐震設計時において発生する荷重や耐震許容に相当な耐震裕度が見込まれていたため、被害はなかった。そこで、耐震裕度とは実際にどの程度あるものなのかがわかれば、施設,設備の安全性が明確になる。このため、定量的な耐震裕度の把握を目的として、東海再処理施設の代表的な機器を一例に、一般的に地震が発生した際に地震荷重が集中しやすい据付ボルトについて、実機を模擬した供試体を用いて耐力試験を実施した。本報告では、耐力試験から得られた耐力値が、耐震許容に対してどの程度裕度があるのかについてまとめたものである。
蔦木 浩一; 清水 亮; 杉山 孝行; 中澤 豊; 田中 等; 綿引 優; 武藤 英世
サイクル機構技報, (21), p.33 - 40, 2003/00
東海再処理施設の高放射性廃液貯槽の健全性を確認するために、高放射線環境下でも使用可能な測定ロボットを開発し、貯槽外壁の肉厚測定を行った。測定の結果有意な肉厚の変化は観察されず、貯槽が健全な状態であることを確認した。
越智 義浩; 岡田 大; 永島 圭介; 小菅 淳; 田中 桃子; 桐山 博光; 森 道昭; 吉田 芙美子; Kong, W.*; 平等 拓範*
no journal, ,
原子力機構・関西光科学研究所において、高出力THz波発生のためのドライバーレーザーとしてYb:YAG(室温)を増幅デバイスとした波長1030nmのCPAレーザーシステム開発を進めている。目標性能は1kHz繰り返し、出力100mJ、パルス幅1psである。増幅段は薄膜ディスクによる再生増幅とマルチパス増幅の2段構成とし、再生増幅部では出力15mJ以上を目標としている。現在までに励起パワー150W(励起強度:2.4kW/cm
)に対して出力パルスエネルギー約10mJが得られており、高出力, 高安定化へ向けた調整を進めている。講演では、詳細なシステム構成及び特性について報告する。
岸 義之; 安田 猛; 所 颯; 山中 淳至; 蔦木 浩一; 白土 陽治; 田中 等
no journal, ,
高放射性廃液は、崩壊熱による発熱、放射性分解による水素の発生があるため、冷却機能及び水素掃気機能を有する設備で貯蔵している。これらの機能維持に関連する設備には、従来から非常用発電機からの給電が行えるよう設計されているが、東海再処理施設では、福島第一原子力発電所事故を教訓に、全動力電源が喪失した場合を考え、速やかにその機能を回復するために、電源車からの給電系統を確保するなど、緊急時に備えた安全対策を講じた。本報告では、これらの安全対策の取り組みについて報告する。
久保 光太郎; Zheng, X.; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之
no journal, ,
従来のPRAの網羅性、現実性を向上させる手法としてダイナミックPRAの開発が様々な研究機関で行われている。モンテカルロ法を用いたダイナミックPRAの場合、高精度の結果を取得するためには、多数の熱水力解析を実施する必要があり、計算コストが増大する。その際、適切なサンプリング手法を適用すれば、少ない試行回数で効率的に結果を取得することが可能になると考えられる。そこで、モンテカルロ法に加えて、LHS法,格子点サンプリング法,準モンテカルロ法の4つの手法を用いて試解析を行った。
Zheng, X.; 久保 光太郎; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之; 丸山 結
no journal, ,
ダイナミックPRA手法は、機構論のシミュレーションとPRAモデルを緊密にカップリングし、信頼性が高いリスク情報の定量化、その結果に含まれる不確かさの低減が期待できる。原子力機構はダイナミックPRAを実現するため、それに伴う複雑な計算を実施するツールRAPIDを開発している。本報は、シビアアクシデント解析コードとRAPIDを用いて、開発したシミュレーションに基づくダイナミックPRA手法を紹介する。
玉置 等史; Zheng, X.; 田中 洋一; 久保 光太郎; 杉山 智之; 丸山 結
no journal, ,
原子力機構では、事象発生の順序や安全工学設備の動作にプラント内の状態を反映できないという従来のPRA手法の制限を克服するため、レベル1PRAと熱水力解析との連携解析を行うダイナミックPRA手法の開発に着手した。本報では原子力機構のダイナミックPRA手法開発の目的及びダイナミックPRAを実施するにあたり構築した手順の概要について述べる。
田中 洋一; Zheng, X.; 玉置 等史; 杉山 智之
no journal, ,
シミュレーションに基づくダイナミックPRAでは、従来から行われる機器故障等の不確実さ評価に加え、事象発生時間等の不確実さも同時に取り扱うことができる。ただし、計算量が膨大になり、事故進展に大きく寄与する機器故障や事象を直接評価することは困難である。そこで、不確実さを考慮する入力変数に対して、他との相関が小さく少数で全体の傾向をよく表す主成分と呼ばれる変数を導き出し(主成分分析)、クラスタリング手法を用いてグループ化を行った。また、主成分に対する各変数の重み係数は事故進展への寄与度を表すものであり、時間的な要素を考慮した重要度と捉えることができる。本発表では、この手順をSBO事故のシミュレーション結果に対して適用し、少ない変数で効率的に事故シーケンスのグループ化を行った事例を示す。
