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島田 太郎; 椛田 和彦*; 高井 静霞; 武田 聖司
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 10 Pages, 2024/10
原子力発電所の廃止措置段階における原子力規制検査は、リスク情報に基づいて実施される必要があるが、このリスクを定量的に評価する手法は開発されていない。そこで本研究では、廃止措置段階で発生する可能性のある事故事象のイベントツリーを作成し、解体対象機器ごとに事故シーケンスに応じた被ばく線量と発生確率の積で表される被ばくリスクを評価するコードDecAssess-Rを開発した。特に、事故時にHEPAフィルターに蓄積し、一気に放出される可能性のある移動放射能量は、解体作業の進捗に伴い時間的・空間的に変化することを考慮した。イベントツリーは、廃止措置段階及び類似の解体・交換作業における国内外のトラブル情報の調査結果をもとに構築した。事象頻度は一般産業界の情報に基づいており、事象進展確率は運転段階における機器故障確率に基づいている。また、廃止措置の進捗に伴い低減する安全機能については、解体作業のスケジュールに基づき考慮した。我が国におけるBWR及びPWRの解体作業の被ばくリスク評価の結果、火災事象の被ばくリスクが最も大きかった。特に、原子炉建屋内機器の気中切断による解体作業では、水中解体作業で最も放射能が大きい炉内構造物の解体作業よりも被ばくリスクが大きかった。
二神 敏; 近藤 佑樹; 山野 秀将; 栗坂 健一
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 9 Pages, 2024/10
This study is intended to develop PRA methodology using the AI technology. The authors have been conducting a three year program including the development of AI tools for automatic FT creation. This AI tools are intended to enable any users to easily perform PRA with the same quality less depending on user's PRA skill. This paper describes updates of the AI tools for automatic FT creation, as a second step progress.
西野 裕之; 栗坂 健一; 二神 敏; 渡壁 智祥; 山野 秀将
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 10 Pages, 2024/10
従来の地震PRAでは原子炉容器(RV)の座屈は炉心損傷に支配的に寄与していた。しかしながら現実的には、たとえRVが地震の揺れによって座屈したとしてもRVの破裂や倒壊のようなことになることはなくRV本来の機能を損なうようなことはないと期待できる。このような現実的な座屈後の挙動を考慮することを本研究ではレジリエンス向上策と考える。本研究の目的はRV座屈後の挙動を理解すること、及び疲労破損に基づくフラジリティ評価をすることである。RV座屈後の挙動を理解するために本研究ではひずみやその変位の時間履歴などを定量化するために有限要素法を使って構造解析を実施した。解析の結果、座屈のしわはRV液位よりも高い位置で現れた。最も大きなひずみの値もまたこの高さであることを示せた。この解析によって疲労損傷係数を評価し、座屈によるフラジリティに加えて疲労破損のフラジリティもこの解析結果を用いて評価した。この結果、我々が対象としたプラントに対して、疲労破損及び座屈のフラジリティの中央値(地震動の強さ)は、それぞれ設計基準地震動の6倍と5倍であり、疲労破損フラジリティの中央値の方が座屈フラジリティの中央値よりも1.2倍大きかった。これは座屈後の挙動の現実的な評価は構造のレジリエンス向上に寄与することを意味する。
栗坂 健一; 西野 裕之; 山野 秀将
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 10 Pages, 2024/10
本研究の目的は破損拡大抑制技術によって過大地震時の原子炉構造レジリエンス向上策の有効性を評価することである。安全上重要な機器・構造物のレジリエンス向上策によって耐震裕度が増すとみなす。同向上策の有効性を評価するため、炉心損傷頻度CDFを指標に選び、CDFの低減を地震PRAによって定量化する。ループ型次世代ナトリウム冷却高速炉を想定して有効性評価を実施した。地震時CDFに寄与の大きい原子炉容器RVを対象に、従来は座屈を破損とみなしていたところ、振動座屈後に安定な状態を維持する場合を想定し、疲労破損に至るまでの座屈後のRV挙動を現実的に考慮することをレジリエンス向上策とみなした。仮定した範囲内では、レジリエンス向上策は設計地震動の数倍の地震までCDFを有意に低減する効果を示した。
小野田 雄一; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 10 Pages, 2024/10
ナトリウム冷却高速炉を対象として、設計想定を超える超高温によって破損や損傷が生じた場合でも、その拡大を抑制する技術を用いて原子炉構造のレジリエンスを向上させる対策を構築するとともに、その対策の有効性を評価した。超高温状態に至る事故進展に対して炉心損傷を防止するには、原子炉容器の加圧防止対策と炉心冷却対策の両方が必要となる。炉心冷却対策として、原子炉容器からの輻射熱伝達を促進しCV外面を自然対流により冷却する炉心冷却概念(CVACS)を構築した。事故進展の不確かさとレジリエンス向上策の成否について検討し、当該対策の有効性を評価する方法としてPRAを活用し、イベントツリーにおける分岐確率を評価して、炉心損傷頻度の低減効果を有効性評価の指標とする方法を構築した。CVACSによる炉心の冷却性を評価するとともに、構造解析及び人間信頼性評価の結果を反映して炉心冷却の成功確率を評価し、超高温に対するレジリエンス向上策の有効性を定量的に評価した。既存の対策に加えてレジリエンス向上策を講じることにより、LOHRSを起因として炉心損傷に至る頻度を従来の1/100程度に低減した。
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。
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.
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.
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.
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.; 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.
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.
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。
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。
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.
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。
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。
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。
