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論文

Level 1 PRA for external vessel storage tank of Japan sodium-cooled fast reactor in whole core refueling

山野 秀将; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖; 鳴戸 健一*

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 15 Pages, 2018/10

日本におけるナトリウム冷却高速炉では、使用済み燃料は炉心から炉外燃料貯蔵槽(EVST)に移送される。本論文では、日本の次期ナトリウム冷却高速炉システムのEVSTのPRAを実施することによって燃料破損に至る支配的な事故シーケンスの同定を記述する。EVSTの安全設計の考え方は、ナトリウム液位が下がって長期的には炉心頂部が露出されるような厳しい状況を想定しても全燃料集合体を交換できるようにすることとしており、EVSTへ早期に燃料を移行できる。本研究では崩壊熱の減衰に沿って成功基準の緩和を取り入れた。設計情報に基づき、本研究では起因事象の同定、イベントツリー解析、フォルトツリー解析、人間信頼性解析、事故シーケンスの定量化を行った。この論文では、燃料損傷頻度は10$$^{-5}$$/年程度と評価された。支配的なシーケンスは、1系統の除熱運転系統の喪失を起因事象として、待機している3系統の運転への運転員による切替失敗及び静的機器破損であった。

論文

Development of probabilistic risk assessment methodology against volcanic eruption for sodium-cooled fast reactors

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山元 孝広*

ASCE-ASME Journal of Risk and Uncertainty in Engineering Systems, Part B; Mechanical Engineering, 4(3), p.030902_1 - 030902_9, 2018/09

本論文では、ナトリウム冷却高速炉を対象にして火山ハザードに対する確率論的リスク評価(PRA)手法開発について述べる。火山灰は崩壊熱除去に必須である空気取入口のフィルタ目詰まりを引き起こす恐れがある。フィルタ閉塞の程度は、火山灰大気中濃度と降灰継続時間に加えて、各機器の吸い込み風量で計算される。本研究では、火山ハザードは火山灰粒径、層厚及び継続時間の組み合わせで評価できるとした。また、各機器の機能喪失確率はフィルタ破損限界までの猶予時間を使って得られるフィルタ交換失敗確率で表されるとした。イベントツリーに基づいて、炉心損傷頻度は離散的なハザード確率と条件付崩壊熱除去失敗確率を掛け合わせることで求められ、約3$$times$$10$$^{-6}$$/年の結果を得た。支配的なシーケンスは、非常用原電喪失後に、フィルタ目詰まりによる崩壊熱除去系の機能喪失であった。また、感度解析を通じて火山灰到達低減係数とプレフィルタ設置の効果を調べた。

論文

Development of a probabilistic risk assessment methodology against a combination hazard of strong wind and rainfall for sodium-cooled fast reactors

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00093_1 - 18-00093_19, 2018/08

本論文では、強風と降雨の重畳ハザードに対する確率論的リスク評価(PRA)手法について述べる。この重畳ハザードPRAでは、ハザード曲線を最大瞬間風速、1時間降水量、降雨継続時間について評価された。シナリオ分析により、強風と降雨の重畳ハザードから起こりうる事象シーケンスを導き出した。その事象シーケンスは、雨水液滴の繰返し接触による伝熱管疲労破損による補助冷却設備の機能喪失で特徴づけられた。この状況が起こるのは、強風起因の飛来物が空気冷却器雨どいに衝突して雨どい破損後に雨水液滴が侵入することが考えられる。この事象シーケンスは重畳ハザードによる機器破損を考慮するイベントツリーに取り入れた。最後に、離散的なハザード発生頻度に条件付除熱失敗確率を乗じて合計すると炉心損傷頻度が求められ、10$$^{-6}$$/yearのオーダーの結果を得た。支配的なシーケンスは飛来物による燃料タンク破損後に空気冷却器ダンパーの手動操作失敗であった。支配的なハザードは最大瞬間風速40-60m/s、1時間降水量20-40mm/h、降雨継続時間0-10時間であった。

論文

Development of probabilistic risk assessment methodology of decay heat removal function against combination hazard of low temperature and snow for sodium-cooled fast reactors

西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00079_1 - 18-00079_17, 2018/08

A probabilistic risk assessment (PRA) should be performed not only for earthquake and tsunami which are major natural events in Japan but also for other natural external hazards. However, PRA methodologies for other external hazards and their combination have not been sufficiently developed. This study is aimed at developing a PRA methodology for the combination of low temperature and snow for a sodium-cooled fast reactor which uses the ambient air as its ultimate heat sink to remove decay heat under accident conditions. The annual exceedance probabilities of low temperature and of snow can be statistically estimated based on the meteorological records of temperature, snow depth and daily snowfall depth. To identify core damage sequence, an event tree was developed by considering the impact of low temperature and snow on decay heat removal systems (DHRSs), e.g., a clogged intake and/or outtake for a DHRS and for an emergency diesel generator, an unopenable door on necessary access routes due to accumulated snow, failure of intake filters due to accumulated snow, and possibility of water freezing in cooling circuits. Recovery actions (i.e., snow removal and filter replacement) to prevent loss of DHRS function were also considered in developing the event tree. Furthermore, considering that a dominant contributor to snow risk can be failure of snow removal around intakes and outtakes caused by loss of the access routes, this study has investigated effects of electric heaters installed around the intakes and outtakes as an additional countermeasure. By using the annual exceedance probabilities and failure probabilities, the event tree was quantified. The result showed that a dominant core damage sequence caused by a snow and low temperature combination hazard is the failure of the electric heaters and the loss of the access routes for snow removal due to low temperature and snowfall which last for a day, and daily snowfall depth of 2 m/day.

論文

Level 1 PRA for external vessel storage tank of Japan sodium-cooled fast reactor in scheduled refueling

山野 秀将; 鳴戸 健一*; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

日本におけるナトリウム冷却高速炉では、使用済み燃料は炉心から炉外燃料貯蔵槽(EVST)に移送される。本論文では、日本の次期ナトリウム冷却高速炉システムのEVSTのPRAを実施することによって燃料破損に至る支配的な事故シーケンスの同定を記述する。設計情報に基づき、本研究では起因事象の同定、イベントツリー解析、フォルトツリー解析、人間信頼性解析、事故シーケンスの定量化を行った。この論文では、燃料損傷頻度は10$$^{-6}$$/年程度と評価された。2次系のナトリウム凍結を考慮することで、燃料損傷頻度は2倍増加した。支配的なシーケンスは、ダンパ開の共通原因故障及び待機系統の運転モードへの切り替えに関する人的過誤であった。また、重要度解析によりリスク重要度の高いものを示した。

論文

Updating of local blockage frequency in the reactor core of SFR and PRA on consequent severe accident in Monju

西村 正弘; 深野 義隆; 栗坂 健一; 鳴戸 健一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1178 - 1189, 2017/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:63.54(Nuclear Science & Technology)

FBRの燃料集合体は、稠密に配置され出力も高いことから、シビアアクシデントの起因事象の一つとして局所事故(LF)が考慮されている。この研究では最新知見を反映し、流路閉塞を起因とした局所事故のPRAを実施した。その結果、局所閉塞を起因とした局所事故による炉心損傷の伝播は、発生頻度およびコンシケンスの両面から、ATWSやPLOHSのCDFと比較して無視しうる程小さいことが定量的に示された。

論文

Level 1 PRA for external vessel storage tank of Japan sodium-cooled fast reactor in scheduled refueling

山野 秀将; 鳴戸 健一*; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2017/11

日本におけるナトリウム冷却高速炉(JSFR)では、使用済み燃料は炉心から炉外燃料貯蔵槽(EVST)に移送される。本研究の目的はEVSTのPRAを実施することによって燃料破損に至る支配的な事故シーケンスを同定することである。JSFRにおけるEVST冷却系は1次系と2次系からなる独立4系統である。JSFR設計情報に基づき、本研究では起因事象の同定、イベントツリー解析、フォルトツリー解析、人間信頼性解析、事故シーケンスの定量化を行った。燃料損傷頻度は10$$^{-6}$$ /年程度と評価された。燃料損傷頻度を高くするのは主に冷却系の除熱機能喪失であった。また、支配的な起因事象は除熱運転1系統故障であった。

論文

Development of probabilistic risk assessment methodology of decay heat removal function against combination hazard of low temperature and snow for sodium-cooled fast reactors

西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07

A Probabilistic Risk Assessment (PRA) should be performed not only for earthquake and tsunami which are major natural events in Japan, but also for other natural external hazards. However, PRA methodologies for other external hazards and their combination have not been sufficiently developed. This study is intended to develop PRA methodology for a combination of low temperature and snow for a Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) that uses the ambient air as its ultimate heat sink for decay heat removal under accident conditions. Annual excess probabilities of low temperature and of snow are statistically estimated based on the meteorological records of low temperature, snow depth and daily snowfall depth. To identify core damage sequence, an event tree was developed by considering the impact of low temperature and snow on decay heat removal systems (DHRSs), e.g., plugged intake and/or outtake for the DHRS and for the emergency diesel generator (EDG), unopenable door on the access routes due to accumulated snow, failure of the intake filters due to accumulated snow, possibility of freezing of the water in cooling circuits. Recovery actions (i.e., snow removal and filter replacement) to prevent loss of DHRS function were also considered in developing the event tree. Furthermore, considering that a dominant contributor to snow risk can be failure of snow removal around the intake and outtake induced by loss of the access routes, this study has investigated effects of electric heaters installed around the intake and outtake as an additional countermeasure. By using the annual excess probabilities and failure probabilities, the event tree was quantified. The result showed that a dominant core damage sequence is failure of the electric heaters and loss of the access routes for snow removal against the combination hazard at daily snowfall depth of 2 m/day, duration time (snow and low temperature) of 1 day.

論文

Development of probabilistic risk assessment methodology of decay heat removal function against combination hazards of strong wind and rainfall for sodium-cooled fast reactors

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 12 Pages, 2017/07

本論文では、強風と降雨の重畳ハザードに対する確率論的リスク評価(PRA)手法について述べる。この重畳ハザードPRAでは、ハザード曲線を最大瞬間風速、1時間降水量、降雨継続時間について評価された。シナリオ分析により、強風と降雨の重畳ハザードから起こりうる事象シーケンスを導き出した。その事象シーケンスは、雨水液滴の繰返し接触による伝熱管疲労破損による補助冷却設備の機能喪失で特徴づけられた。この状況が起こるのは、強風起因の飛来物が空気冷却器雨どいに衝突して雨どい破損後に雨水液滴が侵入することが考えられる。この事象シーケンスは重畳ハザードによる機器破損を考慮するイベントツリーに取り入れた。最後に、離散的なハザード発生頻度に条件付除熱失敗確率を乗じて合計すると炉心損傷頻度が求められ、10$$^{-7}$$/yearのオーダーの結果を得た。支配的なシーケンスは飛来物による燃料タンク破損後に飛来物による補助冷却設備破損であった。支配的なハザードは最大瞬間風速40-60m/s、1時間降水量20-40mm/h、降雨継続時間0-10時間であった。

論文

低温と積雪の重畳事象に対する確率論的リスク評価手法の開発

西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一

日本機械学会論文集(インターネット), 83(847), p.16-00392_1 - 16-00392_13, 2017/03

The objective of this study is to develop probabilistic risk assessment (PRA) methodology for combination event of low temperature and snow by focusing on decay heat removal system (DHRS) of sodium-cooled fast reactor. For this combination event, annual excess probability depending on the hazard intensity was statistically estimated based on the meteorological data. Event tree was developed by considering the impact of low temperature and snow on DHRS: e.g., plug at the air intake of ultimate heat sink and of emergency diesel generator and unopenable door for access route due to accumulated snow, failure of air intake filter due to deposited snow, possibility of freezing of cooling circuits. Recovery actions (i.e., snow removal and filter replacement) were considered in the event tree. By using annual excess probability and failure probabilities, the event tree was quantified and the quantified event tree showed that dominant core damage sequence is loss of access route for snow removal against the combination event at daily snowfall of 3m/day continued during 24h.

論文

Fundamental safety strategy against severe accidents on prototype sodium-cooled fast reactor

小野田 雄一; 栗坂 健一; 堺 公明

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1774 - 1786, 2016/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.52(Nuclear Science & Technology)

The accident categories of severe accidents (SAs) for prototype Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) which need proper measures were investigated through the internal event PRA and event tree analysis for the external event and six accident categories, ULOF, UTOP, ULOHS, LORL, PLOHS and SBO, were identified. Fundamental safety strategy against these accidents is studied and clearly stated considering the characteristics and existing accident measures of prototype SFR, and concrete measures based on this safety strategy are investigated and organized. The sufficiency of these SA measures is confirmed by comparing the evaluated Core Damage Frequency (CDF) and Containment failure frequency (CFF) to the target value, 1$$times$$10$$^{-5}$$ and 1$$times$$10$$^{-6}$$ per plant operating year, respectively, which were selected based on the IAEA's safety target. However, the target value of CDF and CFF should be satisfied considering all the SAs caused by both internal and external events. External event PRA for prototype SFR is now under evaluation and we set out to satisfy the target value of CDF and CFF considering both internal and external events.

論文

Development of probabilistic risk assessment methodology against extreme snow for sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一

Nuclear Engineering and Design, 308, p.86 - 95, 2016/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:30.73(Nuclear Science & Technology)

本論文は、主にナトリウム冷却高速炉(SFR)の崩壊熱除去機能に関して外部ハザード評価及び事象シーケンス評価を通じて積雪の確率論的リスク評価(PRA)手法を記述する。典型的な日本のSFRサイトにおける最近50年間の気象データを用いて、日降雪深(降雪速度)と積雪深を日降雪深で除することで求められる降雪継続時間の組み合わせることで積雪ハザードカテゴリを設定した。各積雪ハザードカテゴリに対して、崩壊熱除去喪失を表すいくつかの分岐からなるイベントツリーによって、事象シーケンスを評価した。アクシデントマネジメントとして、除雪作業と空気冷却器ダンパ手動操作がイベントツリーに取り入れられた。また、アクセスルート失敗確率モデルもイベントツリー定量化にあたって開発された。本論文では、積雪PRAにより、炉心損傷頻度が10$$^{-6}$$/炉年以下であることを示した。支配的な積雪ハザードカテゴリは、1-2m/dayの降雪で0.5-0.75dayの継続時間の組み合わせであった。重要度解析及び感度解析によって、アクセスルート確保がリスクに対する寄与が高いこともまた示された。

論文

Development of extreme rainfall PRA methodology for sodium-cooled fast reactor

西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11

The objective of this study is to develop a probabilistic risk assessment (PRA) methodology for extreme rainfall with focusing on decay heat removal system of a sodium-cooled fast reactor. For the extreme rainfall, annual excess probability depending on the hazard intensity was statistically estimated based on meteorological data. To identify core damage sequence, event trees were developed by assuming scenarios that structures, systems and components (SSCs) important to safety are flooded with rainwater coming into the buildings through gaps in the doors and the SSCs fail when the level of rainwater on the ground or on the roof of the building becomes higher than thresholds of doors on first floor or on the roof during the rainfall. To estimate the failure probability of the SSCs, the level of water rise was estimated by comparing the difference between precipitation and drainage capacity. By combining annual excess probability and the failure probability of SSCs, the event trees led to quantification of core damage frequency, and therefore the PRA methodology for rainfall was developed.

論文

Development of risk assessment methodology against natural external hazards for sodium-cooled fast reactors; Project overview and margin assessment methodology against volcanic eruption

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.

Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2016/10

本論文では、プロジェクト概要を述べたうえで、ナトリウム冷却高速炉を対象にして火山ハザードに対するマージン評価手法開発について述べる。火山灰は崩壊熱除去に必須である空気取入口のフィルター目詰まりを引き起こす恐れがある。フィルタ閉塞の程度は、火山灰大気中濃度と降灰継続時間に加えて、各機器の吸い込み風量で計算される。本研究では、フィルター破損までの猶予時間をマージンと定義した。降灰継続時間より猶予時間が短いときだけマージンを検討する必要がある。機器別のマージン評価では、各機器の吸い込み風量とフィルタ破損限界を使って計算された。シーケンス別のマージン評価では、機器別のマージン評価とイベントツリーに基づき評価された。マージンを大きくするアクシデントマネジメント対策として、例えば、強制循環運転の手動トリップ、空気冷却器3系統の順次運転、及びプレフィルターによるカバーを提案した。

論文

PRA on mixed foreign substances into core of Japanese prototype FBR

西村 正弘; 深野 義隆; 栗坂 健一; 鳴戸 健一*

Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2016/10

FBRの燃料集合体は、稠密に配置され出力も高いことから、シビアアクシデントの起因事象の一つとして局所事故(LF)が考慮されている。もんじゅでは、設計基準事故(DBA)として1サブチャンネル完全閉塞が想定した評価が実施され、被覆管破損は限定された領域にとどまり、著しい炉心損傷にいたらないことが示されている。それに加えてひとつの設計基準事故を超える事象として、燃料集合体の中心66%が平板によって局所的に閉塞した事象の評価が実施されている。しかしながら、このような決定論的評価は現実的な想定に基づいていないことが実験の結果から明らかになってきている。それゆえ、この研究では最新知見を反映し、流路閉塞を起因とした局所事故のPRAを実施した。その結果、局所閉塞を起因とした局所事故による炉心損傷の伝播は、確率およびコンシケンスの両面から、ATWSやPLOHSのCDFに包含されうることが示された。

論文

低温と積雪の重畳事象に対する確率論的リスク評価手法の開発

西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一

第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/06

本研究の目的はナトリウム冷却高速炉の崩壊熱除去系に着目することによって、積雪と低温の重畳事象に対するPRA評価手法を開発することである。この重畳事象に対して、ハザード強度に依存する年超過確率を気象データに基づき評価した。また、崩壊熱除去系に着目し、低温と積雪の影響を考慮することによってイベントツリーを構築した。具体的な低温と積雪の影響とは、積雪に起因するディーゼル発電機や最終ヒートシンクの吸排気口の閉塞、積雪によるフィルター破損、冷却回路の凍結の可能性などである。また、除雪やフィルター交換などの復旧操作も考慮してイベントツリーを構築した。イベントツリーを定量化することで、支配的なシーケンスは、日降雪速度3m/day、低温及び積雪継続時間が24時間の場合でアクセスルート確保失敗であることを示した。

論文

Development of risk assessment methodology of decay heat removal function against natural external hazards for sodium-cooled fast reactors; Project overview and volcanic PRA methodology

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 10 Pages, 2016/06

本論文では、プロジェクト概要を述べたうえで、ナトリウム冷却高速炉を対象にして火山ハザードに対する確率論的リスク評価(PRA)手法開発について述べる。火山灰は崩壊熱除去に必須である空気取入口のフィルター目詰まりを引き起こす恐れがある。フィルタ閉塞の程度は、火山灰大気中濃度と降灰継続時間に加えて、各機器の吸い込み風量で計算される。本研究では、火山ハザードは火山灰粒径、層厚及び継続時間の組み合わせで評価できるとした。また、各機器の機能喪失確率はフィルタ破損限界までの猶予時間を使って得られるフィルタ交換失敗確率で表されるとした。イベントツリーに基づいて、炉心損傷頻度は離散的なハザード確率と条件付崩壊熱除去失敗確率を掛け合わせることで求められ、約3$$times$$10$$^{-6}$$/年の結果を得た。支配的なシーケンスは、非常用原電喪失後に、フィルタ目詰まりによる崩壊熱除去系の機能喪失であった。また、支配的な火山ハザードは、大気中濃度10$$^{-2}$$ kg/m$$^{3}$$、粒径0.1mm、層厚50-75cm、継続時間1-10hrであった。

論文

Study on minimum wall thickness requirement for seismic buckling of reactor vessel based on system based code concept

高屋 茂; 渡辺 大剛*; 横井 忍*; 神島 吉郎*; 栗坂 健一; 浅山 泰

Journal of Pressure Vessel Technology, 137(5), p.051802_1 - 051802_7, 2015/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.17(Engineering, Mechanical)

システム化規格概念に基づき、高速炉の原子炉容器の地震座屈の防止に必要な最小板厚について検討した。システム化規格の特徴のひとつは、裕度交換であるが、これを実現するために信頼性設計手法を採用するとともに、原子力プラントの安全性目標から原子炉容器の地震座屈に対する目標信頼度を導出した。地震ハザードも含め必要な入力データを整備し、評価を実施した。その結果、従来の決定論的な設計手法に比べて、最小必要板厚を薄くすることができることが明らかになった。また、各確率変数の評価結果への影響について検討し、地震荷重が支配的な要因であることを示した。

論文

Updating of adventitious fuel pin failure frequency in sodium-cooled fast reactors and probabilistic risk assessment on consequent severe accident in Monju

深野 義隆; 鳴戸 健一*; 栗坂 健一; 西村 正弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(9), p.1122 - 1132, 2015/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:53.03(Nuclear Science & Technology)

炉心局所事故(LF)はナトリウム冷却高速炉(SFR)におけるシビアアクシデントの一つの要因と考えられてきたことから、LFの拡大に関わる実験研究、決定論的、確率論的安全評価(PRA)が多くの国で実施されてきた。燃料ピンの自然破損(AFPF)は既往PRAにおいて、原子炉運転中の発生頻度の大きさと燃料要素の破損伝播(FEFP)の可能性から、LFの最も支配的な起因事象と考えられてきた。本研究では、最新知見に基づき、最新の異常時運転手順書を反映した日本のSFR原型炉(「もんじゅ」)におけるAFPFからのFEFP(FEFPA)のPRAを実施した。本PRAの起因事象であるSFRのAFPFの発生頻度は最新のAFPFの経験のレビューに基づき、複数の手法を用いてアップデートした。その結果「もんじゅ」におけるAFPFの発生頻度及び炉心損傷頻度(CDF)は、既往PRAと比較して無視し得るレベルまで大幅に低下した。したがって、「もんじゅ」におけるFEFPAのCDFは、発生頻度と結果の重大性の両面からATWSまたはPLOHS事象に包絡され得る。

論文

Development of risk assessment methodology against natural external hazards for sodium-cooled fast reactors; Project overview and strong wind PRA methodology

山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.454 - 465, 2015/05

本論文では、プロジェクト概要に加えて、主に強風PRA手法開発について述べる。強風PRA手法を開発するにあたって、まず、我が国で記録された気象データに基づき、ワイブル分布及びグンベル分布を用いてハザード曲線を推定した。得られたハザード曲線は、イベントツリー定量化のために5つのカテゴリに離散化した。次に、崩壊熱除去に関連した設備に対する破損確率を求めるために、2つの確率の積で表すことにした。すなわち、飛来物が崩壊熱除去系の空気吸気口と排気口に入る確率と飛来物衝突による破損確率の積である。イベントツリーに基づき最終的に得られた炉心損傷頻度は、グンベル分布で求められたハザード発生頻度の離散化した確率に条件付除熱失敗確率を乗ずることによって、約6$$times$$10$$^{-9}$$と推定された。支配的なシーケンスは、飛来物衝突による燃料タンク火災を従業員が消火できず、崩壊熱除去喪失に至ることであると導かれた。

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