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久保 光太郎; 森 憲治*; 村松 健
Nuclear Engineering and Design, 442, p.114176_1 - 114176_14, 2025/10
被引用回数：0Nuclear fuel cycle facilities are important elements for supporting the efficient use of energy resources by establishing a nuclear fuel cycle. However, given that the risks of these facilities are lower than those of nuclear power plants, it is considered reasonable to apply simplified assessment methods when evaluating seismic risks. In this study, a simplified quantification method is proposed for seismic risk assessment at such facilities. Traditional simplified methods have streamlined the assessment process by selecting only representative components, often neglecting others. In contrast, the proposed method simplifies the required computational processes while considering all components by applying Clark approximation. Clark approximation is a mathematical method for approximating the maximum of two normal distributions as a new normal distribution. The proposed method was validated by comparing its seismic probabilistic risk assessment with those performed using Monte Carlo simulations and traditional simplified methods. Results showed that although the proposed method overestimated the high confidence of low probability of failure by a relative difference of 0.15 compared with that of the Monte Carlo method under completely independent condition, the overall plant-level fragility curve was generally within the range of the 5% and 95% confidence fragility curves. The proposed method accounted for the impact of correlated failure, which is critical in seismic risk assessments. Thus, this method enabled the seismic risk assessment of nuclear fuel cycle facilities in a simplified manner without compromising accuracy, potentially contributing to examining risk mitigation measures and developing risk-informed safety regulations for these facilities.
谷崎 志帆*; 久保 智弘*; Bito, Yosuke*; 森 茂樹*; 青木 裕之; 佐藤 浩太郎*
RSC Sustainability (Internet), 3(4), p.1714 - 1720, 2025/04
Catechol is a functional group that is versatile and abundant in nature, exhibiting various functions. In this report, a tert-butoxycarbonyl (Boc)-protected vinyl catechol (VC) monomer was synthesized from caffeic acid, which is a bio-abundant molecule found generally in coffee beans, in order to develop a bio-based adhesive. Reversible addition-fragmentation chain transfer (RAFT) polymerization of the Boc-protected VC afforded well-defined, bio-based catechol-containing polymers with controlled molecular weights and narrow molecular weight distributions. Specifically, it was facile to deprotect the pendent Boc groups quantitatively under acidic or thermal conditions to provide the desired P(VC) without requiring further purification. Consequently, the catechol-containing polymer as a primer showed highly strong adhesion against aluminum when coupled with a commercially available polyurethane adhesive.
普天間 章; 眞田 幸尚; 中間 茂雄; 佐々木 美雪; 越智 康太郎; 長久保 梓; 澤幡 義郎*; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; et al.
JAEA-Technology 2024-021, 232 Pages, 2025/03
JAEA-Technology-2024-021.pdf:25.79MB
2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震による津波に起因する東京電力福島第一原子力発電所事故では、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後から、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手段として、航空機を用いた空からの測定方法が採用されている。日本原子力研究開発機構は、原子力規制庁からの受託事業として、有人ヘリコプター及び無人ヘリコプターを使用して、東京電力福島第一原子力発電所周辺の航空機モニタリングを継続的に実施してきた。本報告書では、令和5年度に実施したモニタリング結果について取りまとめ、過去のモニタリング結果との比較から空間線量率等の変化量を評価し、その変化要因について考察した。また、航空機モニタリングによる計数率から空間線量率への換算精度向上のために、地形の起伏を考慮に入れた解析を行った。地形の起伏を考慮する前後の解析結果を比較し、本手法による換算精度向上の効果を評価した。さらに、有人ヘリコプターについては、空気中のラドン子孫核種の弁別手法を測定結果に適用し、ラドン子孫核種が航空機モニタリングに与える影響を評価した。加えて、より効率的に広範囲な航空機モニタリングを展開するため、無人航空機によるモニタリングの技術開発を進めた。
Brumm, S.*; Gabrielli, F.*; Sanchez Espinoza, V.*; Stakhanova, A.*; Groudev, P.*; Petrova, P.*; Vryashkova, P.*; Ou, P.*; Zhang, W.*; Malkhasyan, A.*; et al.
Annals of Nuclear Energy, 211, p.110962_1 - 110962_16, 2025/02
被引用回数：6 パーセンタイル：94.85(Nuclear Science & Technology)The completed Horizon-2020 project on "Management and Uncertainties of Severe Accidents (MUSA)" has reviewed uncertainty sources and Uncertainty Quantification methodology for the purpose of assessing Severe Accidents (SA). The key motivation of the project has been to bring the advantages of the Best Estimate Plus Uncertainty approach to the field of Severe Accident. The applications brought together a large group of participants that set out to apply uncertainty analysis (UA) within their field of SA modelling expertise, in particular reactor types, but also SA code used (ASTEC, MELCOR, etc.), uncertainty quantification tools used (DAKOTA, RAVEN, etc.), detailed accident scenarios, and in some cases SAM actions. This paper synthesizes the reactor-application work at the end of the project. Analyses of 23 partners are sorted into different categories, depending on whether their main goal is/are (i) uncertainty bands of simulation results; (ii) the understanding of dominating uncertainties in specific sub-models of the SA code; (iii) improving the understanding of specific accident scenarios, with or without the application of SAM actions; or, (iv) a demonstration of the tools used and developed, and of the capability to carry out an uncertainty analysis in the presence of the challenges faced. The partners' experiences made during the project have been evaluated and are presented as good practice recommendations. The paper ends with conclusions on the level of readiness of UA in SA modelling, on the determination of governing uncertainties, and on the analysis of SAM actions.
村松 健; 久保 光太郎; 崔 炳賢; 西田 明美; 高田 毅士
Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03
東京電力福島第一原子力発電所事故以降、原子力施設の確率論的地震リスク評価(地震PRA)や「リスク情報を活用した意思決定」(RIDM)の重要性が注目されている。本論文では、旧日本原子力研究所が最初に開発し、現在は日本原子力研究開発機構が開発を継続している地震PRAのための信頼性解析コードSECOM2(Seismic Core Melt Frequency Evaluation Code, Version 2)-DQFM(Direct Quantification of Fault Tree Using the Monte Carlo Simulation)のRIDMにおける活用を見据えた近年の改良状況について報告する。具体的には、当該コード内に実装されているモンテカルロ法に基づくフォールトツリー定量化手法に係るアルゴリズムの改良、定量化結果の確認機能の追加、機器の損傷相関の取り扱いに関する高度化、モンテカルロ法に基づく計算の効率化のための並列化処理について、代表的な沸騰水型原子炉の地震時PRAへの適用例を用いて報告する。これらの改良によって、SECOM2-DQFMのユーザビリティが向上し、当該コードのRIDMにおける活用が期待される。
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：5 パーセンタイル：53.83(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; 田中 洋一; 白田 勇人*; 荒毛 大輔*; 内山 智曜*; 村松 健
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00051_1 - 23-00051_17, 2023/08
福島第一原子力発電所事故後、原子力発電所の外部事象に対する確率論的リスク評価(PRA)の重要性が再認識された。地震PRAでは、システム、コンポーネント、構造(SSC)の相関故障の扱いが非常に重要である。SSCが連関して故障した場合に、事故緩和システムの冗長性に悪影響を与える恐れがある。原子力機構では、SSCの相関故障を詳細かつ現実的に取り扱うために、Direct Quantification of Fault Tree by Monte Carlo Simulation(DQFM)法と名付けられたフォールトツリー定量化手法を開発している。この手法では、地震応答や耐力に関する相関を有する不確実さをモンテカルロ・サンプリングで考慮することにより、頂上事象の発生確率を定量化することができる。DQFMの有用性は既に実証されているが、その計算効率を向上させることで、リスク分析者は複数の分析を行うことができるようになる。そこで本研究では、簡易的な地震PRAのDQFM計算に準モンテカルロ法および重要度サンプリングを適用し、少ないサンプリングで分岐確率を定量化する効果を検証した。準モンテカルロサンプリングを適用することで、中・高地震動レベルでの結果の収束性がモンテカルロサンプリングに比べて一桁加速されることを示すと共に、重点サンプリングの適用により、低い地盤変動レベルにおいて故障確率が低いSSCに対して統計的に有意な結果を取得できることを示した。これらのサンプリング手法の応用による計算の高速化はリスク情報を活用した意志決定におけるDQFMの実用化の可能性を高めるものである。
久保 光太郎
Science and Technology of Nuclear Installations, 2023, p.7402217_1 - 7402217_12, 2023/06
被引用回数：2 パーセンタイル：43.92(Nuclear Science & Technology)Probabilistic risk assessment (PRA) is an effective methodology that could be used to improve the safety of nuclear power plants in a reasonable manner. Dynamic PRA, as an advanced PRA allows for more realistic and detailed analyses by handling time-dependent information. However, the applications of this method to practical problems are limited because it remains in the research and development stage. This study aimed to investigate the possibility of utilizing dynamic PRA in risk-informed decision-making. Specifically, the author performed an accident sequence precursor (ASP) analysis on the failure of emergency diesel generators that occurred at Unit 1 of the Tomari Nuclear Power Plant in Japan using dynamic PRA. The results were evaluated by comparison with the results of simplified classical PRA. The findings indicated that dynamic PRA may estimate lower risks compared with those obtained from classical PRA by reasonable modeling of alternating current power recovery. The author also showed that dynamic PRA can provide detailed information that cannot be obtained with classical PRA, such as uncertainty distribution of core damage timing and importance measure considering the system failure timing.
久保 光太郎; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(4), p.359 - 373, 2023/04
被引用回数：10 パーセンタイル：81.25(Nuclear Science & Technology)確率論的リスク評価(PRA)は、原子力発電所の安全性を向上させるための重要なアプローチである。しかし、この手法では、複合ハザードのモデル化は困難である。地震に起因した溢水シナリオでは、地震による炉心損傷、溢水による炉心損傷、地震と溢水が組み合わさった炉心損傷といった複数の炉心損傷シーケンスを含んでいる。溢水に係るフラジリティは、溢水がタンクなどの水源から区画に伝播するため、時間依存性を有している。そのため、現実的なリスク評価及び定量化を行うためには、動的リスク評価を用いる必要がある。本研究では、地震,溢水,熱水力シミュレーションを連成させ、複数ハザード間の依存関係を明示的に考慮し、地震起因溢水のリスク評価を行った。特に、福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全性向上対策に注目し、システムの耐力に関する感度解析と可搬型ポンプを用いた蒸気発生器代替注水の効果を評価した。我々は、シミュレーションに基づく動的PRA手法の複合ハザード起因のリスクの評価への使用を実証した。
久保 光太郎; 田中 洋一*; 石川 淳
Proceedings of the Institution of Mechanical Engineers, Part O; Journal of Risk and Reliability, 11 Pages, 2023/00
被引用回数：1 パーセンタイル：20.09(Engineering, Multidisciplinary)Nuclear power plants are critical infrastructures that provide electricity. However, accidents in nuclear power plants can cause considerable consequences such as the release of radioactive materials. Therefore, appropriately managing their risk is necessary. Various nuclear regulatory agencies employ probabilistic risk assessment (PRA) to effectively evaluate risks in nuclear power plants. Dynamic PRA has gained popularity because it allows for more realistic assessment by reducing the assumptions and engineering judgments related to time-dependent failure probability and/or human-action reliability in the conventional PRA methodology. However, removing all assumptions and engineering judgments is difficult; thus, the risk analyst, e.g., the regulator, must understand their effects on the assessment results. This study focuses on "risk dilution," which emerges from the assumptions about uncertainty. Dynamic PRA of a station blackout sequence in a boiling-water reactor was performed using the dynamic PRA tool, namely, Risk Assessment with Plant Interactive Dynamics (RAPID) and the severe-accident code Thermal-Hydraulic Analysis of Loss of Coolant, Emergency Core Cooling, and Severe Core Damage version 2 (THALES2), which altered the correlation parameters among the uncertainties of the events that occurred in sequence. The results demonstrated that the conditional core-damage probability and mean value of the core-damage time varied from 0.27 to 0.47 and from 7.1 to 8.7 h, respectively. When the dynamic PRA results are used for risk-informed decision making, the decision maker should adequately consider the effect of risk dilution.
久保 光太郎; 藤原 啓太*; 田中 洋一; 白田 勇人*; 荒毛 大輔*; 内山 智曜*; 村松 健*
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 8 Pages, 2022/08
福島第一原子力発電所の事故後、外部事象、特に地震や津波に対する確率論的リスク評価(PRA)の重要性が認識された。日本原子力研究開発機構では、地震PRAのための解析手法として、DQFM(direct quantification of fault tree using Monte Carlo simulation)法を開発してきた。DQFMは、地震応答と機器の耐力に関する適切な相関行列が与えられた場合、解析解や多次元数値積分を用いてミニマルカットセット確率を求める方法では困難であるANDゲートやORゲートで接続された機器の相関損傷の影響をフォールトツリーで考慮することが可能であり、その有用性が示されている。このDQFMの計算時間を短縮することは、規制機関や事業者が実施するPRAにおいて、多数の解析が可能になる。そこで、本研究では、準モンテカルロサンプリング,重要度サンプリング及び並列計算の3つのアプローチで予備的検討を行い、計算効率の向上を図った。具体的には、加圧水型原子炉の簡易的なPRAモデルに対する、DQFMによる条件付炉心損傷確率の計算に準モンテカルロサンプリング,重要度サンプリング,並列計算を適用した。その結果、準モンテカルロサンプリングは、仮定した中及び高地震動レベルで有効であり、重要度サンプリングは低地震動レベルで有効という結果が示された。また、並列計算により、実用的な不確実さ解析及び重要度解析が実施可能であることが示された。これらの改良を組合わせてPRAコードに実装することで、計算の大幅な高速化が期待でき、リスク情報を用いた意思決定におけるDQFMの実用化の見通しを得た。
Brumm, S.*; Gabrielli, F.*; Sanchez-Espinoza, V.*; Groudev, P.*; Ou, P.*; Zhang, W.*; Malkhasyan, A.*; Bocanegra, R.*; Herranz, L. E.*; Berda
, M.*; et al.
Proceedings of 10th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR 2022) (Internet), 13 Pages, 2022/05
The current HORIZON-2020 project on "Management and Uncertainties of Severe Accidents (MUSA)" aims at applying Uncertainty Quantification (UQ) in the modeling of Severe Accidents (SA), particularly in predicting the radiological source term of mitigated and unmitigated accident scenarios. Within its application part, the project is devoted to the uncertainty quantification of different severe accident codes when predicting the radiological source term of selected severe accident sequences of different nuclear power plant designs, e.g. PWR, VVER, and BWR. Key steps for this investigation are, (a) the selection of severe accident sequences for each reactor design, (b) the development of a reference input model for the specific design and SA-code, (c) the selection of a list of uncertain model parameters to be investigated, (d) the choice of an UQ-tool e.g. DAKOTA, SUSA, URANIE, etc., (e) the definition of the figures of merit for the UA-analysis, (f) the performance of the simulations with the SA-codes, and, (g) the statistical evaluation of the results using the capabilities, i.e. methods and tools offered by the UQ-tools. This paper describes the project status of the UQ of different SA codes for the selected SA sequences, and the technical challenges and lessons learnt from the preparatory and exploratory investigations performed.
久保 光太郎; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(3), p.357 - 367, 2022/03
被引用回数：7 パーセンタイル：61.36(Nuclear Science & Technology)熱水力シミュレーションと確率論的サンプリング手法を組み合わせることにより偶然的不確実さと認識論的不確実さを取扱い可能な動的確率論的リスク評価(PRA)手法は、従来のPRAと比較してより現実的かつ詳細な評価を可能とする。しかしながら、これらの向上と引き換えに膨大な計算コストが発生する。これに対する一つの解決方法は、適切なサンプリング手法を選択することである。本論文では、我々はモンテカルロ,ラテン超方格,格子点及び準モンテカルロサンプリング手法を沸騰水型原子炉の全交流電源喪失シーケンスの動的PRAに適用した。その結果、準モンテカルロ法が仮定したシナリオにおいて最も効率的に不確実さを取扱えることが示された。
久保 光太郎; 田中 洋一
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2021 (ASRAM 2021) (Internet), 13 Pages, 2021/10
確率論的リスク評価(Probabilistic Risk Assessment: PRA)は原子力発電所安全性を向上させるために安全性向上評価や原子炉監視プロセスなどで広く用いられている。しかしながら、従来のPRAの制限の1つとして、システムの故障時刻や炉心損傷時刻といった時間情報の取扱いが挙げられる。この制限を解決するために、動的PRA手法が開発され、様々な安全性の問題に適用されている。ただし、上記の改善には大きな計算コストが伴う。本研究では、動的PRAの計算コストの削減を期待し、多項式カオス展開(Polynomial Chaos Expansion: PCE)手法を適用した。具体的には、炉心損傷時刻を推定するためのPCEに基づく代理モデルを構築した。次に、PCEに基づく代替モデルを動的PRAに適用し、条件付き炉心損傷確率及び炉心損傷時刻を計算した。その結果、PCEの適用により、精度を大幅に低減させることなく、評価を効率的に行えることが示された。
久保 光太郎; 田中 洋一
Proceedings of 31st European Safety and Reliability Conference (ESREL 2021) (Internet), p.810 - 817, 2021/09
確率論的リスク評価(PRA)は原子力発電所のリスクを効果的に評価する手法であり、様々な機関で利用されている。動的PRAは、時間に依存した故障確率や人間信頼性に係る仮定や工学的判断を減らすことにより、より現実的な評価を行えるため注目を集めている。しかしながら、すべての仮定や工学的判断を取り除くことは困難であり、それらの解析結果に対する影響は把握される必要がある。本研究では、不確実さに係る仮定で生じる「リスク希釈効果」に注目した。この効果によって、全交流電源喪失事象において、条件付炉心損傷確率に約10%から20%の相対変化が生じた。このリスク希釈効果は、規制等の重要な意思決定において動的PRAを用いる場合、十分検討される必要がある。
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。
久保 光太郎; Zheng, X.; 石川 淳; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2020 (ASRAM 2020) (Internet), 11 Pages, 2020/11
動的確率論的リスク評価(PRA)は、従来のPRAよりも現実的で詳細な解析を可能とする。しかし、これらの改善とトレードオフの関係にあるのは、多数の熱水力解析を行うことに伴う膨大な計算コストである。本研究では、機械学習に基づいて、熱水力解析を省略することでこの計算コストを削減することを目指した。機械学習には、サポートベクターマシンを選択し、その構築には高忠実度・高コストの詳細モデルと、低忠実度・低コストの簡易モデルを用いた。その結果、今回仮定した条件においては、精度を大幅に低下させることなく計算コストを約80%削減することができた。
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 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。
渡邉 友章; 大久保 清志*; 荒木 祥平; 外池 幸太郎
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/09
The fuel debris produced by the accident of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) is probably in a state of mixture of burned fuels with different burnups each other. In such a case, the mixing ratio of burned fuels in fuel debris would affect its criticality. This report shows computation results of criticality characteristics of fuel-debris compositions prepared by mixing nuclide compositions of burned fuels in various patterns based on a fuel loading pattern. The results indicate that fuel debris is potentially subcritical when 1-cycle fuels, whose average burnup is several GWd/t, are included homogeneously in fuel debris because remaining 
Gd and 
Gd in 1-cycle fuels works to reduce neutron multiplication. The results also indicate that 
Gd/
U ratio well characterize criticality of fuel debris.
井澤 一彦; 石井 淳一; 大久保 卓哉; 小川 和彦; 外池 幸太郎
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09
日本原子力研究開発機構は臨界実験装置STACYを非均質体系に変更する更新計画を進めている。更新されたSTACYでは、福島第一原子力発電所事故によって生成された燃料デブリを想定した臨界解析結果の検証のための実験が計画されている。STACY更新炉の初臨界は2021年初めに予定されている。初臨界後は、STACYでは「基本炉心」を構成し、運転員の習熟と実験結果の不確かさを把握するための一連の運転が行われる。STACY更新炉の初臨界に先立ち、基本炉心の核特性を把握するための一連の核特性解析を行った。本発表では、基本炉心の炉心構成条件を示すとともに、新規制基準のもとで炉心に課される諸条件をあきらかにする。
