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Zheng, X.; 玉置 等史; 高原 省五; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM16) (Internet), 10 Pages, 2022/09
Uncertainty gives rise to the risk. For nuclear power plants, probabilistic risk assessment (PRA) systematically concludes what people know to estimate the uncertainty in the form of, for example, risk triplet. Capable of developing a definite risk profile for decision-making under uncertainty, dynamic PRA widely applies explicit modeling techniques such as simulation to scenario generation as well as the estimation of likelihood/probability and consequences. When quantifying risk, however, epistemic uncertainties exist in both PRA and dynamic PRA, as a result of the lack of knowledge and model simplification. The paper aims to propose a practical approach for the treatment of uncertainty associated with dynamic PRA. The main idea is to perform the uncertainty analysis by using a two-stage nested Monte Carlo method, and to alleviate the computational burden of the nested Monte Carlo simulation, multi-fidelity models are introduced to the dynamic PRA. Multi-fidelity models include a mechanistic severe accident code MELCOR2.2 and machine learning models. A simplified station blackout (SBO) scenario was chosen as an example to show practicability of the proposed approach. As a result, while successfully calculating the probability of large early release, the analysis is also capable to provide uncertainty information in the form probability distributions. The approach can be expected to clarify questions such as how reliable are results of dynamic PRA.
久保 光太郎; Zheng, X.; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Proceedings of 30th European Safety and Reliability Conference and 15th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (ESREL 2020 and PSAM-15) (Internet), p.2279 - 2286, 2020/11
確率論的リスク評価(PRA)は巨大かつ複雑なシステムをリスクを評価する手法の1つである。従来のPRA手法を用いて外部事象のリスクを評価する場合、構造物、系統及び機器の機能喪失時刻の取扱いが困難である。この解決策として、熱水力解析と外部事象評価シミュレーションをRAPID (Risk Assessment with Plant Interactive Dynamics)コードを用いて結合した。外部事象としてPWRプラントにおけるタービン建屋内での内部溢水を選定し、溢水進展評価にはベルヌーイ則に式を用いた。また、溢水源の流量及び緩和設備の没水基準に関する不確実さを考慮した。回復操作については、運転員による溢水源の隔離とポンプによる排水を仮定とともにモデル化した。結果として、隔離操作が排水と組み合わせることによりより有効になることが示された。
Zheng, X.; Mandelli, D.*; Alfonsi, A.*; Smith, C.*; 杉山 智之
Proceedings of 30th European Safety and Reliability Conference and 15th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (ESREL 2020 and PSAM-15) (Internet), p.2176 - 2183, 2020/11
The paper introduces a simulation-based Level 2 probabilistic risk assessment (PRA) of a multi-unit nuclear power plant. We propose the methodology by quantifying risk for a station-blackout accident scenario, initialized by a loss-of-offsite-power event. Contrary to classical PRA that applies static models such as event-tree/fault-tree, the analysis is seamlessly integrated with mechanistic simulation and PRA models, including: (1) a simplified thermal-hydraulic code for simulating system behaviors; (2) a Markovian model for the failure mechanism of decay-heat-removal systems, to investigate the interaction between mechanistic simulation and reliability analysis; and (3) classical containment event trees for evaluating containment performances and hydrogen-explosion risk under severe accident conditions. All dynamic and static models, including plant dependencies, are unified within the RAVEN computational framework, applying RAVEN components, External Model, Ensemble Model, and PRA Plugins. The study demonstrates an integrated assessment of risks by considering accident progression and inter-unit system interactions, both time dependent. Statistical data analysis is used to quantifying risk metrics, including core damage frequencies, large early release frequencies and plant damage status. The methodology pertains to modern risk-analysis methodologies such as risk-informed safety margin characterization (RISMC) and dynamic PRA.
田中 洋一; 玉置 等史; Zheng, X.; 杉山 智之
Proceedings of 30th European Safety and Reliability Conference and 15th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (ESREL 2020 and PSAM-15) (Internet), p.2195 - 2201, 2020/11
One advantage of dynamic probabilistic risk assessment (PRA) is that it can take into account the timing and ordering of event occurrences based on more explicit simulation of system dynamics. It is expected that dynamic PRA can lead us into a more realistic risk assessment, overcoming some limitations of conventional PRA. Multiple dynamic PRA tools have been developed worldwide, and applied to risk assessment of large industrial facilities such as nuclear power plants and crewed spacecrafts. Japan Atomic Energy Agency has developed the dynamic PRA tool, RAPID (Risk Assessment with Plant Interactive Dynamics), considering the interaction between accident simulation and dysfunctional models of safety-related systems. This paper introduces a recent enhancement of RAPID to treat more complicated simulation interactions from the outside of severe accident codes. It is designed to feed back and forth plant information from simulators to the accident sequence generator. It discusses how the enhancement affects the results of risk assessment, with an example analyzing thermal failure of a safety relief valve in a station blackout accident occurred at a boiling water reactor plant.
成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹
Proceedings of 14th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM-14) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/09
The reduction of epistemic uncertainty for safety-related events that rarely occur or require high experimental costs is a key concern for researchers worldwide. In this study, we develop a new framework to effectively reduce parameter uncertainty, which is one of the epistemic uncertainties, by using the Bayesian optimal experimental design. In the experimental design, we used a decision theory that minimizes the Bayes generalization loss. For this purpose, we used the functional variance, which is a component of widely applicable information criterion, as a decision criterion for selecting informative data points. Then, we conducted a case study to apply the proposed framework to reduce the parameter uncertainty in the fracture boundary of a non-irradiated, pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube specimen under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions. The results of our case study proved that the proposed framework greatly reduced the Bayes generalization loss with minimal sample size compared with the case in which experimental data were randomly obtained. Thus, the proposed framework is useful for effectively reducing the parameter uncertainty of safety-related events that rarely occur or require high experimental costs.
Zheng, X.; 玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 14th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM-14) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/09
Several types of uncertainties exist during the simulation of a severe accident. These may result from incomplete knowledge about the plant systems, accident progression and oversimplified numerical models. Among them, parameter uncertainty can be treated via Monte-Carlo-sampling-based methods. To tackle the severe accident scenario uncertainty, we must resort to advanced dynamic probabilistic risk assessment (PRA) methods. In this paper, authors reviewed the previous dynamic PRA methods and tools, and then performed a preliminary scenario uncertainty analysis, by using an integrated SA code (THALES2) and a scenario generator (RAPID, risk assessment with plant interactive dynamics), both being developed at JAEA. THALES2 is a fast-running severe accident code for the simulation of severe accident progression and source term in light water reactors. Typical scenarios of station-blackout (SBO)-initiated accidents in boiling water reactors are generated and simulated. The dynamic event tree (DET) method is applied to consider the stochastic uncertainties during the scenario progression. Major groups of SBO sequences with the similar accident characteristics can be found. To provide a reference value for risk, a conditional core damage frequency is calculated accordingly. This is a preliminary analysis for severe accident scenario uncertainty quantification at JAEA, and further DPRA researches are in progress.
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。
Zheng, X.; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/10
Containment venting is one of essential measures to protect the integrity of the final barrier of a nuclear reactor, by which the uncontrollable release of fission products can be avoided. The authors seek to develop an optimization approach to the planning of containment-venting operations by using THALES2/KICHE. Factors that control the activation of the venting system, for example, containment pressure, amount of fission products within the containment and pH value in the suppression chamber water pool, will affect radiological consequences. The effectiveness of containment venting strategies needs to be confirmed through numerical simulations. The number of iterations, however, needs to be controlled for cumbersome computational burden of severe accident codes. Bayesian optimization is a computationally efficient global optimization approach to find desired solutions. With the use of Gaussian process regression, a surrogate model of the "black-box" code is constructed. According to the predictions through the surrogate model, the upcoming location of the most probable optimum can be revealed. The number of code queries is largely reduced for the optimum finding, compared with simpler methods such as pure random search. The research demonstrates the applicability of the Bayesian optimization approach to the design and establishment of containment-venting strategies under BWR severe accident conditions.
崔 炳賢; 西田 明美; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 古屋 治*; 牟田 仁*; 村松 健
Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2016/10
本研究では、原子力施設のフラジリティ評価における認識論的不確定性評価に関する検討を行っている。検討のひとつとして、フラジリティ評価にかかわる重要因子の抽出と定量化のため、3次元有限要素モデルと質点系モデルを用いた原子炉建屋の地震応答解析結果の感度解析を実施し、主要因子に起因するばらつきを評価した。その結果を活用し、原子力施設のフラジリティ評価フローにおける認識論的不確定性レベルを段階的に区分し、将来のフラジリティ評価に活用可能な形で「専門知ツリー」を提案した。
高田 孝; 東 恵美子*
Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/10
プラント状態の定量化を含めた総合的なリスク評価を行うことを目的に、連続マルコフ過程モンテカルロ法と動特性解析をカップリングした新たな手法を開発した。本論文では、開発した手法の適用性評価として、竜巻および強風ハザードにおけるループ型ナトリウム冷却高速炉プラントの安全性評価を実施した。その結果、本手法の適用性を確認するとともに、低頻度事象への適用として、重み付けを用いることで比較的少ないサンプル数で評価が可能な見通しを得た。
Jang, S.*; 山口 彰*; 高田 孝
Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2016/10
イベントツリー(ET)やフォールトツリー(FT)法を用いた従来のレベル2確率論的リスク評価(PRA)では、イベントの生起順序を事前に評価する必要があり、特に不確かさの大きなレベル2(燃料損傷
放射性物質の敷地外放出)では、網羅的な評価が困難である。本研究では、動特性解析と連続マルコフ過程モンテカルロ法とをカップリングすることにより直接的に不確かさを考慮した評価を行う。本研究では、第4世代と呼ばれるナトリウム冷却高速炉における除熱源喪失事象(PLOHS)を対象とした解析を実施し、多種多様な放射性物質放出シナリオを評価できる見通しを得た。
Silva, K.*; 岡本 孝司*; 石渡 祐樹*; 高原 省五; Promping, J.*
Proceedings of 12th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-12) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/06
原子力事故の際の除染や移転などの各対策を適切な範囲と期間で実施し、対策の実施に伴う費用、健康影響及び社会的損害等を考慮して貨幣価値化した「事故コスト」を最小化することで、全体として最適な防護戦略を策定する必要がある。本研究では、このような最適化において重要なパラメータを決定するために、レベル3PSAコードOSCAARを用いて公衆の被ばく線量の空間分布を評価して、屋内退避、避難、移転、食物摂取制限、除染の各対策の導入線量をもとに対策の対象となる地域を特定し、実施に伴う費用を算出した。その結果、除染費用と移転費用が総費用のうちの大きな割合を占めた。除染費用の算出に係るパラメータを変動させて感度解析を実施してもこの傾向は変わらなかった。また、感度解析の結果、除染費用は特に除染廃棄物の単位処理費用と除染作業に従事可能な作業者数に対して大きく変動し、これらのパラメータを変動させることで事故コストに占める除染費用の割合も変化することが分かった。これらのパラメータは、事故後対策の策定における除染の最適化の際に着目すべきものであることを明らかにした。
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。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; 高田 孝*
Proceedings of 12th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2014/06
本論文は積雪に対する予備的なリスク評価について主として報告するとともに、関連するプロジェクト概要についても報告する。積雪ハザードの指標とは年最大積雪量と年最大日降雪量である。日本における典型的なナトリウム冷却高速炉のサイトにおける50年分の気象データを使い2つの指標についてハザード曲線を構築した。本論文では、積雪リスク評価は炉心損傷頻度が10
以下となることを示した。支配的な降雪ハザードカテゴリは1-2m/日の降雪速度と0.75-1.0日の降雪継続期間の組み合わせであった。感度分析では、除雪速度や除雪の必要性の認知等の重要な人的行動を示した。
西田 明美; 高田 毅士*; 糸井 達哉*; 古屋 治*; 村松 健*
Proceedings of 12th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-12) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/06
本研究では、地震起因事象に関するリスク評価(地震PRA)の信頼度を向上させ、活用促進に資するため、確率モデル及び認識論的不確実さの取り扱いに関する検討、フラジリティ評価における認識論的不確実さの評価に関する検討、モデルプラントでの試行研究による有用性の実証を実施している。本論文では、2番目のフラジリティ評価における認識論的不確実さの取り扱いに関する検討について述べる。認識論的不確実さについては、ハザード評価においては、既往関連資料の調査に加えて、重大な課題に対して複数の多分野の専門家から組織的に意見抽出・集約をする方法が採用されている。本研究では、建屋地盤関係の専門家と機械系の専門家の2グループを組織し、フラジリティ評価においてはじめて本手法を採用している。
Silva, K.*; 石渡 祐樹*; 高原 省五
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management Topical Conference; In light of the Fukushima Dai-ichi Accident (PSAM 2013) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/04
原子力事故によってもたらされる多様な影響を経済価値に統合して事故影響を評価するとともに、その結果を用いて事故時の防護措置及び緩和方策の最適化を行う。レベル2PSAコードを用いて事故時のソースタームを評価した。この結果を入力として、レベル3PSAコードOSCAARを用いて事故による公衆の被ばく線量と被ばく人数を計算した。なお、諸影響の経済価値への換算においては、防護措置に要する費用、及び精神的損害に対する損害賠償の金額について、福島第一原子力発電所事故後の対応に関する知見を可能な限り利用した。また、防護措置に関するパラメータを変動させた場合に最終的に統合した経済価値の結果がどのくらい変動するか感度解析を実施した。発表では、感度解析の結果をもとに、事故後の防護措置の最適化に関する知見を報告する。
栗坂 健一; 堺 公明; 山野 秀将; 西野 裕之; 藤田 聡*; 皆川 佳祐*; 山口 彰*; 高田 孝*
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management Topical Conference; In light of the Fukushima Dai-ichi Accident (PSAM 2013) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/04
本研究は、ナトリウム冷却型高速増殖炉(JSFR)のための、受動的安全機能及び免震システムの内的,外的事象を含む、確率論的安全評価手法(level-1 PSA)に関するものである。内的事象に関しては、物理的現象の不確実さにより決まる、受動的安全機能の信頼性評価が不可欠である。受動自然循環の信頼性の考察のため、自然循環機能停止に起因する炉心損傷に至る事故シーケンスを同定し、PSA手法の研究のための事故シーケンスの年間頻度を評価した。水平免震特性における上下方向,水平方向の地震動の連成効果を考慮した地震応答解析手法及び免震システムの非線形性の影響を含むフラジリティ評価モデルを開発した。
山野 秀将; 堺 公明; 栗坂 健一
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management Topical Conference; In light of the Fukushima Dai-ichi Accident (PSAM 2013) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/04
この論文は、二つの一次系原子炉補助冷却系が機能喪失し、直接炉心冷却系の一つのみが作動したと仮定した際の、自然循環除熱機能の失敗確率を示す。確率は次の手順により求められた。はじめに、PSAにおける現実的評価を行うためパラメータ解析を通じてリファレンスケースを設定した。PIRTに従い主要となる不確実さパラメータを選択後、応答局面の開発のために、感度解析を実施した。この応答局面に基づき、不確実さパラメータに適した確率分布を仮定してモンテカルロ計算を実施した。リファレンスケースの結果からの温度差を見て超過確率を求めた。本研究では、冷却材バウンダリ温度の安全性の判断基準を超えたものを失敗確率として設定した。リファレンス評価の失敗確率は非常に低いことが示された。
岡野 靖; 栗坂 健一; 山野 秀将; 藤田 哲史; 西野 裕之; 堺 公明
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management Topical Conference; In light of the Fukushima Dai-ichi Accident (PSAM 2013) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2013/04
Preliminary safety assessments have been conducted on JSFR under the FaCT project. The main conclusions were: (1) the key safety parameters satisfy design limits, (2) passive reactor shutdown mechanism for the prevention and an in-vessel retention concept for the mitigation of severe accidents were built-in, (3) the core damage frequency was assessed to be less than 10
/site-year, and risk target for earthquakes was assessed to meet the design conditions as of 2007. In the light of TEPCO's Fukushima Dai-ichi NPP accidents, the next safety-related research and development items will be: (1) In-detail Level-1 PRA on loss of heat sink type severe accidents, (2) Unreliability factor evaluations on passive safety system, (3) Accident scenario initiated by external events, (4) Risk-informed approach to extreme external hazards for clarifying reasonable design margins and (5) Establishment of harmonized safety design criteria.
劉 峭; 本間 俊充
Proceedings of 9th International Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-9) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/00
確率論的安全評価における基事象の重要度を評価する際、フッセル・ベイズリ(FV)指標とリスク達成価値(RAW)がよく使われている。二つの重要度指標はともにリスクの点推定値に基づくものである。しかし、実際、基事象の発生確率はある程度の不確実さが存在するため、モデルを介してモデルのアウトプット変数であるリスクの不確実さを引き起こす。そのため、ある基事象のリスクへの寄与度を評価する際に、基事象発生確率の不確実さ問題を配慮する必要がある。二つのフォールトツリーモデルを用いて、FV(又はRAW)指標及び二つの不確実さ重要度指標による各基事象の重要度を評価した結果、必ずしも同じ順番でないことがわかった。不確実さ重要度指標はFVまたRAWと異なる視点で基事象の重要度を評価するため、補完的な使用を考慮する必要がある。
