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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.