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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

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:42.02(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

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

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:53.75(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

Seismic PRA for Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR)

鳴戸 健一*; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将; 岡野 靖; 岡村 茂樹*; 衛藤 将生*

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 10 Pages, 2014/11

Seismic Probabilistic Risk Assessment (PRA) is increasingly important in assessing the safety of nuclear power plants after the TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident. In this study, a seismic PRA under a rated power operation was performed for Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR) developed by Japan Atomic Energy Agency. This PRA was intended to examine seismic impacts on the JSFR by calculating the Core Damage Frequency (CDF) with the identification of all the accident sequences induced by earthquake which may have potential possibility of direct core damage. Seismic hazard data was based on assessment results for existing nuclear site locations in Japan. Seismic fragility needed to quantify the accident sequences was set based on existing assessments for similar equipment. The base-case analysis showed that the total CDF would be approximately 10$$^{-6}$$ /reactor-year and JSFR is robust against the earthquake in the range of this assessment. The dominant contributor (about 80%) to the CDF is direct core damage by the sequence of simultaneous failures of reactor vessel and guard vessel. Sensitivity analysis was performed focusing on the simultaneous failures of reactor vessel and guard vessel. This result suggested that enhancement of failure probability assessment for guard vessels and/or provision of measures for maintaining coolant level following reactor vessel failure would be effective to reduce the CDF.

論文

Probability of adventitious fuel pin failures in fast breeder reactors and event tree analysis on damage propagation up to severe accident in Monju

深野 義隆; 鳴戸 健一*; 栗坂 健一; 西村 正弘

Proceedings of 12th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-12) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/06

ナトリウム冷却高速炉(SFR)では、炉心局所事故が歴史的に過酷事故の一つの原因と考えられ、多くの国で実験研究や決定論的、確率論的評価(PRA)が実施されてきた。燃料ピンの自然破損は、これら既往PRAの中で、その発生頻度の高さと破損伝播の可能性から、最も支配的な起因事象と考えられている。このため、本研究では、「もんじゅ」における燃料ピンの自然破損からの損傷拡大(FEFPA)についてイベントツリー解析(ETA)を実施した。本ETAは、FEFPAの実験的、解析的研究の最新知見に基づくとともに、もんじゅの異常時運転手順書を反映したものである。また、このETAの起因事象であるSFRの燃料ピンの自然破損率も見直した。その結果、「もんじゅ」では、FEFPAは無視でき、頻度及びコンシケンス(結果の重大性)とも、炉停止失敗事象及び崩壊熱除去機能喪失事象の炉心損傷頻度に含まれることを明らかにした。

論文

Estimation of component failure rates for PSA in sodium-cooled fast reactor

鳴戸 健一*; 栗坂 健一

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/12

In the Probabilistic Safety Assessment (PSA), it is important to evaluate failure rates correctly based on component operational and failure experiences accumulated in nuclear plants or other similar facilities. In order to evaluate the components failure rate for the fast reactor's PSA, Japan Atomic Energy Agency has developed a component reliability database system for sodium-cooled fast reactor (SFR) systems, named CORDS, and has collected the component reliability data from the four sodium fast reactor plants in Japan and the United States. In this study, we have developed a new definition of component boundary in the database, which differ from the original one to harmonize with basic events in PSA, and the new definition was applied for electric pumps and diesel generators, which consist of main parts and other many parts in the support system. We also have developed a new practical failure rate evaluation method based on Bayesian method, which considers cases corresponding to the various degrees in the accumulated component operating experience. Further, by using the method, the failure rate in PSA for the target fast reactor plant has been evaluated.

口頭

高速炉の原子炉スクラムにおける制御棒挿入失敗確率

栗坂 健一; 鳴戸 健一*; 杉野 哲*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の原子炉スクラム失敗事象の発生頻度評価において制御棒挿入失敗確率は感度を有するため、これを適切に推定することは重要である。本報では、「常陽」,「もんじゅ」,制御棒試作体試験並びに類似の信頼性を有すると考えられる国内外PWRでの制御棒によるスクラム動作経験を調査した。その結果に基づき、階層ベイズモデル及びMCMC法を適用して「常陽」及び「もんじゅ」の制御棒挿入失敗確率の推定を行った。さらに、1回正常動作経験を仮定した仮想プラントの失敗確率も推定した。仮想プラントに対する推定の考え方は運転経験を有さない実用炉の評価に応用可能と考えられる。

口頭

高速炉機器信頼性データベースの整備

鳴戸 健一*; 栗坂 健一

no journal, , 

高速炉での機器運転・故障経験に基づくPSAを可能にするため、高速炉機器信頼性データベースCORDSを拡充整備し、蓄積したデータをもとに高速炉のPSA用故障率を評価した。高速炉の機器信頼性データは「常陽」から約33年分、「もんじゅ」から約15年分CORDSに収集され蓄積された。故障率の評価にあたってはベイズ法を用いた。適用可能な観測データの量に応じて次の3種類の方法を使い分けた。(1)PSA評価の対象施設「もんじゅ」のデータが十分な場合、無情報事前分布に対象施設のデータのみを用いた1段階ベイズ法を適用。(2)対象施設のデータは十分でないが類似施設のデータが十分な場合、階層ベイズモデルに基づく経験ベイズ法を適用。(3)どの施設のデータも十分でない場合、全データを一つに集計して無情報事前分布を仮定した1段階ベイズ法に適用。本研究の結果、高速炉での機器運転・故障経験に基づく「もんじゅ」PSA用故障率の評価が可能となった。

口頭

高速炉機器信頼性データベースの整備,2; 機器境界の整合性

鳴戸 健一*; 栗坂 健一

no journal, , 

高速炉での機器運転・故障経験に基づくPSAを可能にするために高速炉機器信頼性データベースCORDSを整備している。その一環として、機器境界におけるCORDSとPSA解析モデルとの整合を図るために、一部の機器について事象データの収集範囲を拡充して追加収集するとともに、故障率への影響を評価した。

口頭

ナトリウム冷却高速炉JSFRの地震PRA

鳴戸 健一*; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将; 岡野 靖; 岡村 茂樹*; 衛藤 将生*

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉JSFRの地震PRA(確率論的リスク評価)を実施し、炉心損傷に至る事故シーケンスを同定するとともに、炉心損傷頻度を定量化した。また、感度解析を通じて、液位確保機能を維持することで炉心損傷頻度を低減でき、設計に有益な知見を得た。

口頭

ナトリウム冷却高速炉(JSFR)の使用済燃料プールレベル1PRA

鳴戸 健一*; 杉野 哲*; 山野 秀将; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉(JSFR)の使用済燃料プール(SFP)レベル1PRA(確率論的リスク評価)のため燃料損傷頻度の定量化手法を開発し、燃料損傷に至る事故シーケンスを同定した。また、感度解析を通じて、今後の設計検討に有益な知見を得た。

口頭

外部電源喪失頻度及び外部電源復旧失敗確率の評価

宮部 高明*; 鳴戸 健一*; 杉野 哲*; 山野 秀将; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖

no journal, , 

内的事象PRAで利用する外部電源喪失頻度を最近の事例より評価した。また、長期の外部電源喪失事例を網羅的に調査し、外的事象PRAで利用する外部電源復旧失敗確率を評価した。

口頭

ナトリウム冷却高速炉(JSFR)の通常燃料交換時炉外燃料貯蔵槽レベル1PRA手法の開発

鳴戸 健一*; 杉野 哲*; 山野 秀将; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉では、燃料交換前後の燃料集合体は、ナトリウムプールからなる炉外燃料貯蔵槽(EVST)において保管される。本研究では、EVSTを対象としたレベル1PRAとして、通常燃料交換時の除熱機能喪失により燃料損傷に至る事故シーケンスを同定し、燃料損傷頻度を定量化する手法を開発した。

口頭

ナトリウム冷却高速炉(JSFR)の早期炉心退避時炉外燃料貯蔵槽レベル1PRA手法の開発

鳴戸 健一*; 山野 秀将; 栗坂 健一; 西野 裕之; 岡野 靖

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉では、燃料交換前後の燃料集合体は、ナトリウムプールの炉外燃料貯蔵槽(EVST)において保管される。現在設計中のナトリウム冷却高速炉(JSFR)では、原子炉の安全が過度に脅かされた状況で健全なEVSTに燃料すべてを移す方策(早期炉心退避)の有効性が検討されている。本研究では、早期炉心退避時のEVSTを対象としたレベル1PRA手法を開発した。

口頭

先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の炉外燃料貯蔵槽の設計検討のためのレベル1PRA

山野 秀将; 鳴戸 健一*; 栗坂 健一; 西野 裕之

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉では、燃料交換前後の燃料集合体は、ナトリウムプールの炉外燃料貯蔵槽(EVST)において保管される。本研究では、先進ループ型炉において設計されたEVSTに対してレベル1PRAを実施し、通常燃料交換時の除熱機能喪失により燃料損傷に至る事故シーケンスの同定及び燃料損傷頻度の定量化を実施した。

口頭

先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の使用済燃料プールの設計検討のためのレベル1PRA

鳴戸 健一*; 山野 秀将; 栗坂 健一; 西野 裕之

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉では、使用済燃料集合体は最終的に使用済燃料プール(SFP)へ移送され水中保管される。本研究では、先進ループ型炉において設計されたSFPに対してレベル1PRAを実施し、燃料損傷に至る事故シーケンスの同定及び燃料損傷頻度の定量化を実施した。

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