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口頭

Preparation of component failure rates for reprocessing plant PSA

玉置 等史; 吉田 一雄; 上田 吉徳*

no journal, , 

原子力施設のPSAでは、評価対象施設の運転経験を反映した機器故障率に基づく事故発生頻度評価結果は、重要なリスク情報の一部であるが、再処理施設の運転経験を反映した機器故障情報はほとんどない。このため、再処理施設へのリスク情報を活用した安全規制の導入を促進するには、当該施設のPSAで利用できる機器故障率を整備する必要がある。原子力機構では、東海再処理施設の運転経験に基づく故障率の整備を行うとともに、原子力発電所等で整備した故障率を再処理施設の機器に援用する際の注意事項の抽出のための機器故障率データベースの調査と再処理施設PSAに利用できる一般故障率の整備手順の検討を進めている。本報告では、故障率の援用に関する注意事項の調査の進め方及び一般故障率整備手順構築のための課題について検討した結果について説明する。

口頭

Analyses of containment source term of BWR5 considering iodine chemistry in suppression pool with THALES-2 code

石川 淳; 森山 清史

no journal, , 

シビアアクシデント解析コードTHALES2とヨウ素化学コードKicheの熱水力挙動とヨウ素化学を含むFP挙動を相互リンクさせた連携解析を行うことにより、国内代表プラントBWR5 Mark-IIのTQUVシーケンスを対象とした格納容器内ソースタームの評価を実施した。ヨウ素化学反応によりウェットウェル液相中で生成されたガス状ヨウ素(I$$_{2}$$, 有機ヨウ素)は、気液分配に基づく化学平衡により気相へ放出されるが、格納容器スプレイの復旧により格納容器内の流動が大きく変化すると化学平衡状態が崩れ、その後のヨウ素化学反応が促進することがわかった。ウェットウェル液相中におけるpHを5, 7, 9とした場合のガス状ヨウ素(I$$_{2}$$+有機ヨウ素)の気相への再放出割合(対初期インベントリ)は、既存知見と同様にpHが低いほど多くなり、それぞれ約0.1, 0.01, 0.0004[-]となった。そして気相へ放出されたヨウ素は、I$$_{2}$$が支配的となるが、その大部分は壁に吸着する結果となった。本会議においては、本計算から得られた知見について紹介する。

口頭

Optimization of relocation decisions using the method of probabilistic accident consequence assessment

高原 省五; 本間 俊充

no journal, , 

移転は原子力緊急事態における長期的な防護措置の一つであり、事故によって放出された放射性核種による影響を緩和するために実施される。国際放射線防護委員会(ICRP)は、Publ.63において正味便益を最大化することで最適化を実施していた。しかし、新勧告(Publ.103)では防護措置を実施した後に残される残存線量に着目して最適化を実施するように述べており、このような方針に対して従来の最適化手法は適切に対応できていない。本研究では、残存線量を確率論的事故影響評価手法で評価し、単位リスクを低減するために必要な費用を最小化することで移転の最適化を試みた。

口頭

Recent revision of regulatory guide on classification of safety importance using risk information

日高 昭秀

no journal, , 

2009年3月、「重要度分類指針」は一部改訂された。同指針は、元来、基本設計段階における安全機能の重要度を決定するために策定されたが、安全機能の信頼性は、その重要度に従ってすべての段階で維持されるべきものとの考え方の下、後段の建設や運転段階においても参考とされてきた。実際、運転段階における構築物,系統又は機器(SSC)の保全重要度は、同指針の解説付表にあるSSCの分類例をもとにしてこれまで決定されてきた。一方、2009年1月、新しい保全プログラムの中でリスク情報の活用が開始されたが、リスク重要度と重要度分類指針の解説付表のより厳しい方をとって保全重要度を決定している。今回の指針の一部改訂では、運転段階における安全機能の分類を具体化する手法としてリスク情報の活用が有効であることを明文化した。すなわち、安全機能が運転段階でも維持される場合、個々のSSCの保全の程度は、リスク情報や運転経験などを活用して指針の解説付表とは別途、決定できることとした。保全重要度の決定においてリスク情報を活用することにより、より効率的できめ細かな保全あるいは検査が可能になる。

口頭

Risk-informed evaluation of off-site response planning for nuclear emergencies

本間 俊充; 木村 仁宣; 高原 省五; 石川 淳

no journal, , 

原子力又は放射線の緊急事態における緊急時対応を実質的に向上させるには、事前の十分な準備が必要でる。それには特に、想定される事故スペクトルの全範囲を考慮した包括的な解析に基づいて防護措置戦略を立てるための技術的ガイダンスの提供が重要となる。確率論的事故影響評価(レベル3PSA)モデルは、屋内退避,避難,安定ヨウ素剤による予防及び移転等の適切な防護措置戦略に対する実効的な緊急事態準備を定量的に議論するために有効である。本研究では、原子力機構で開発したレベル3PSAコードOSCAARを用い、リスク情報を活用した原子力緊急事態に対するオフサイト対応計画の評価方法とその結果を報告する。オフサイトの影響計算には、軽水炉モデルプラントのレベル2PSAから得られた炉心損傷事故の想定されたソースタームを用いた。

口頭

Development of GSALab computer code for global sensitivity analysis

劉 峭; 本間 俊充

no journal, , 

リスク評価結果の不確実さ及びモデル入力のその不確実さへの寄与を評価するための解析ツールとして、モンテカルロ手法を用いたグローバル感度解析コードGSALabを開発した。本コードは、乱数発生,不確実さ解析、及び感度解析の3つの部分で構成される。乱数発生部では、モンテカルロ法によりモデル入力の不確実さの確率分布に従って入力値を設定する。不確実さ解析部では、モデルの評価結果の不確実さを定量化するため、平均値や分散等の統計量を算出する。感度解析部は、分散に基づく指標をはじめ多数のグローバル感度指標の計算機能を有している。また、グラフィカルユーザーインターフェイスGUI機能を組み込み、ユーザーに対する利便性を向上させた。本コードは、リスク評価だけでなく、さまざまな計算モデルに適用可能である。

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