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及川 哲邦; 近藤 雅明; 渡辺 裕一*; 白石 巌*; 廣瀬 次郎*; 村松 健
Proc. of Int. Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment (PSA'99), 1, p.77 - 84, 1999/00
本論文では、原研で実施したBWRモデルプラントの地震時確率論的安全評価(PSA)の結果と知見をまとめている。起因事象では外部電源喪失が、事故シーケンスとしては崩壊熱除去機能喪失及び全交流電源喪失シーケンスが、システムとしては非常機器冷却系のようなサポート系の喪失が支配的であるとの結果となった。また原研で新たに開発した手法により相関性が炉心損傷頻度(CDF)に及ぼす影響を検討した結果、米国の先行研究で指摘されている程には大きくない可能性が示唆された。原研の地震PSA手法はリスク上重要な因子の理解に有効であること、しかしCDFの絶対値を意思決定に使用するには、さらなるデータの改善が必要なこと等が知見として得られた。さらに、新たに提案した重要度指標による解析等によれば、地震危険度の不確実さが重要度評価に及ぼす影響は小さく、リスク上重要な因子の摘出が可能との方向性が示された。
渡邉 憲夫; 平野 雅司; 高橋 秀雄*
Proc. of Int. Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment (PSA'99), 1, p.717 - 724, 1999/00
前兆事象評価(ASP)は、米国原子力規制委員会(NRC)が開発・利用した原子力発電所の事故・故障事例の重要度評価手法である。各事例の重要度は、確率論的安全評価手法(PSA)を用いて評価し、その結果は、条件付き炉心損傷確率で表現される。ASPでは、その評価モデルとして、イベントツリーを用いるが、NRCが作成したASP用イベントツリーは、これまでのPSAで用いられたイベントツリーと異なる点が見られる。例えば、ASPでは炉心損傷に至らないシーケンスが、PSAでは炉心損傷に至るシーケンスを含む場合がある。そこで、こうしたイベントツリーの不整合を排除するために、PWRの蒸気発生器細管破損に起因するイベントツリーで定義される事故シーケンスを対象に、熱水力最適評価コードTRAC-PF1を用いて解析を行った。本論文では、その結果と、より現実的なASPイベントツリーを作成するために導出した知見について報告する。