Development of a probabilistic risk assessment method for combined hazards; A Classification and modeling framework for multihazard events

崔 炳賢; 西田 明美; 堤 英明*; 高田 毅士

Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 8 Pages, 2024/10

福島第一原子力発電所の事故の教訓の一つとして、地震と津波など複数の異なる影響をもたらす外部ハザード(複合ハザード)を考慮に入れたPRA手法の開発が必要であることが指摘されている。本研究では、大きな災害を引き起こす可能性のある複数の外部ハザードが重なる場合の分類の考え方及び従属事象の分類の考え方を整理し、因果関係(従属・独立)や時間関係(同時来襲・時差来襲)による複合ハザードの分類方法を開発した。また、開発した分類方法を基に、複合ハザードを対象にしたモデル化の方法を検討した。このモデル化においては、ハザードカーブ、ハザードの強さ、ハザードの頻度、時間軸、事象の滞在時間等の要素を考慮し、条件付き確率密度関数として定義した。本稿では、以上の因果関係や時間関係による複合ハザードの分類方法、複合ハザードのシナリオとモデル化の考え方等について検討した結果について報告する。

Recent improvement of system reliability analysis code SECOM2-DQFM for seismic probabilistic risk assessment

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。

Uncertainty quantification of seismic response of nuclear reactor building using a three-dimensional finite element model

崔 炳賢; 西田 明美; Li, Y.; 高田 毅士

Earthquake Engineering and Resilience (Internet), 1(4), p.427 - 439, 2022/12

https://doi.org/10.1002/eer2.35

本研究では、原子力施設の確率論的地震リスク評価の信頼性向上に資するため、原子炉建屋の地震フラジリティ評価における認識論的不確実さの定量化を目的としている。従来、原子炉建屋の地震フラジリティ評価では、簡易な質点系モデルが用いられているが、より現実的な応答との違いを把握するため、原子炉建屋の3次元詳細モデルによる地震応答解析を実施し、得られた建屋の壁および床の応答を現実的応答と仮定して、質点系モデルの認識論的不確実さとして評価を試みた。得られた認識論的不確実さ結果は、上層階程大きくなる傾向があり、重要機器が設置される地下階では、地下3階で0.1程度、地下1階で0.20.35程度であった。この認識論的不確実さを従来の質点系モデルに反映することにより、3次元効果を考慮したより現実的なフラジリティ評価が期待される。

原子力緊急時における公衆の被ばく線量評価に関する調査と検討

橋本 周; 木名瀬 栄; 宗像 雅広; 村山 卓; 高橋 聖; 高田 千恵; 岡本 明子; 早川 剛; 助川 正人; 久米 伸英*; et al.

JAEA-Review 2020-071, 53 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-071.pdf:2.72MB

原子力機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づく指定公共機関として、原子力災害や放射線緊急事態が発生した場合には、災害対応に当たる国や地方公共団体の要請に応じて人的・技術的支援を行う。防災基本計画及び原子力災害対策マニュアルでは、原子力機構は原子力緊急時において公衆の被ばく線量の推計・把握を支援することが要求されている。しかし、その支援について、基本方策,調査対象,調査方法,実施体制等について具体的かつ詳細には検討されていない。本報告では、公衆の緊急時被ばく線量の推計・把握に関する技術的支援について、原子力緊急時支援・研修センター内に設置された「緊急時の線量評価検討WG」において調査・考察した結果を報告することにより、国や地方公共団体、及び原子力機構内における今後の具体的かつ詳細な検討及び活動に貢献することを目的とする。

Evaluation of the effects of differences in building models on the seismic response of a nuclear power plant structure

崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*

日本地震工学会論文集(インターネット), 20(2), p.2_1 - 2_16, 2020/02

AA2018-0122.pdf:2.15MB

https://doi.org/10.5610/jaee.20.2_1

本研究では、原子力施設の確率論的地震リスク評価の信頼性向上に資するため、原子炉建屋の地震応答解析結果におけるモデル化手法の違いによる影響を評価し、フラジリティ評価における認識論的不確実さを定量化することを目的としている。入力地震動として、偶然的不確実さを考慮するため、ハザード適合地震波を用いた。現実的な応答を得るため、原子炉建屋の3次元詳細モデルによる地震応答解析を実施し、建屋の壁および床の最大加速度について、中央値と対数標準偏差により統計的評価を行った。本研究により、建屋の上層部や床の開口部周辺において面外変形などの3次元効果が現れることが分かった。

Development of seismic counter measures against cliff edges for enhancement of comprehensive safety of nuclear power plants, 10; Avoidance of cliff edge for reactor vessel

山野 秀将; 西田 明美; 崔 炳賢; 高田 毅士*

Transactions of the 25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-25) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2019/08

本研究の目的は、原子力発電所に非常に重要なクリフエッジ効果の評価である。本研究では、地震応答解析で得た免振装置有/無の原子炉建屋の応答波形を用い、失敗確率(脆弱性)評価を通して2種類の原子炉容器壁(薄肉及び厚肉)の地震安全余裕を評価した。免震技術が施された建屋の地震応答は、非免震建屋に比べると、大幅に減少(約2倍)されることがフラジリティ解析により示された。機器の応答係数の不確かさに焦点を当てると、応答係数0.52.0を考慮しても、免震プラントは非免震プラントよりも非常に大きな地震余裕がある。本研究では、クリフエッジを回避するには免震技術が効果的であると結論付けた。

Development of seismic countermeasures against cliff edges for enhancement of comprehensive safety of nuclear power plants; Cliff edges relevant to NPP building system

西田 明美; 崔 炳賢; 山野 秀将; 高田 毅士*

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 11 Pages, 2018/07

本研究では、原子力プラントの安全性確保のためにプラントをトータルシステムとして取り扱い、リスク概念と深層防護の考え方に基づいて様々なクリフエッジ状態を特定・定量化し、これらを回避する技術を開発することを目的としている。本研究では、物理的なクリフエッジと知識起因のクリフエッジの2つのクリフエッジを扱う。物理的クリフエッジに対しては免震効果他を、知識起因のクリフエッジについては建物のモデル化手法や境界条件の違いなどについて検討を行った。応答解析は、原子力施設のモデルプラント建屋のスウェイロッキング(SR)モデルと3次元モデルを用いて行われた。耐震建屋の解析結果と比較し、免震導入建屋の大幅な応答低減効果(免震効果)が確認された。免震導入建屋の擁壁との衝突の場合、建屋の損傷は想定される衝突条件のモデル化によって異なることがわかった。一方、SRモデルと3次元モデルの結果の比較により、入力レベルが大きくなるにつれ両者の違いが大きくなることを確認した。

Engineering applications using probabilistic aftershock hazard analyses; Aftershock hazard map and load combination of aftershocks and tsunamis

崔 炳賢; 西田 明美; 糸井 達哉*; 高田 毅士*

Geosciences (Internet), 8(1), p.1_1 - 1_22, 2018/01

AA2017-0570.pdf:1.96MB

https://doi.org/10.3390/geosciences8010001

東北地方太平洋沖地震の後、非常に広い領域において余震が多発した。ことのよう余震により二次災害や救助活動・復旧作業の遅れが発生した。しかし、本震が発生する前に余震ハザードを評価することは不確実さが大きいため容易ではない。一方、巨大地震が発生すると、大きな不確実さのもとで意思決定をしないといけないので、その不確実さを定量化することは重要である。われわれは将来の巨大地震に対する復旧活動計画のための確率論的余震ハザード解析法について発表した。本稿では、提案された確率論的余震ハザード解析の活用法について検討し、工学的応用例を示す。まず、復旧活動計画に活用するための余震ハザードマップを提案する。続いて、避難ビルや原子力施設等の耐津波設計における余震と津波の同時考慮のための荷重耐力係数を導出する手法について提案する。

Method for detecting optimal seismic intensity index utilized for ground motion generation in seismic PRA

五十嵐 さやか*; 坂本 成弘*; 宇賀田 健*; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*

Transactions of the 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/08

原子力施設の安全性向上評価の高度化、信頼性向上を目的として、断層モデルに基づく時刻歴地震波群(ハザード適合地震波)を用いて対象敷地の地震ハザードを評価する手法が提案されている。地震波群は、震源特性の不確定性をモンテカルロシミュレーションを用いて多数作成する必要があるため、非常に解析負荷が大きいのが課題のひとつとなっている。本研究では、任意の機器システムを有する構造物の地震リスクを、断層モデル地震波群を用いて効率的に実施するために、機器システムの損傷と相関の良い地震動強さ指標を選定し、最終的な地震リスク評価に寄与する震源を対象に断層モデル地震波群を作成する効率化手法を提案した。本報では、給水システムを一例として、システム内の脆弱部が異なる複数のシステムケースを設定し、提案手法の妥当性を検証した結果を報告する。

Uncertainty assessment of structural modeling in the seismic response analysis of nuclear facilities

崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*

Transactions of the 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/08

本稿では、原子力施設のモデル化手法が地震応答解析結果に与える影響を明らかにするため、多様な入力地震波を用いた地震応答解析を実施し、応答のばらつきの統計的分析を行った。特に、従来のSRモデルと3次元有限要素モデルにおける建屋の最大加速度応答の違いに着目し、入力地震動強さと建屋床高さと応答結果の関係について得られた知見について報告する。