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松本 潔; 村松 健; 山口 昌造*; 常世田 哲朗*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1385 - 1392, 1995/00
地震PSAの手法体系の開発・整備の一環として、非常用ディーゼル発電設備(DGシステム)の地震耐力評価を行った。DGシステムは、多数の機器から成るマルチコンポーネント・システムである。本研究では、まず、マルチコンポーネント・システムの耐力評価手法の検討を行い、5つのステップから成る耐力評価手順を提案した。次に、この評価手法をDGシステムの耐力評価に適用した。評価の中では、(財)原子力発電技術機構により実施されたDGシステムの耐震実証試験及び、これに基づく耐震裕度評価解析の結果を有効な情報源として利用した。DGシステムの機能喪失をもたらす、比較的耐力の低いと考えられる機器類の7つの損傷モードについて、機器の耐力評価を行い、その結果を基にDGシステムの耐力を支配する損傷モードを同定すると共に、システムの耐力を求めた。
村松 健; 蛯沢 勝三; 松本 潔; 及川 哲邦; 近藤 雅明; 福岡 博*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1333 - 1340, 1995/00
原研では確率論的安全評価(PSA)に関する研究の一環として地震起因事象に関するPSA(地震PSA)の手法の開発、改良を行なっている。本研究の最新の成果から、以下の事項を報告する。地震危険度評価については、断層モデルに基づく機構論的な地震動予測式の開発を進めており、震源及び波動伝播の地域特性を考慮するために観測地震動を用いて特性パラメータを定めた。建屋の損傷確率評価については、建屋応答の非線形性を考慮した解析により損傷確率を評価した。機器の損傷確率評価については、振動試験データに基づいて非常用ディーゼル発電機の耐力評価を行なった。システム信頼性解析の分野では、地震起因炉心損傷頻度評価用コードSECOM-2を用いた感度解析により、応答の相関性を考慮した場合の炉心損傷頻度への影響を評価した。
及川 哲邦; 村松 健; 笠原 健夫*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1341 - 1348, 1995/00
原研では、受動的安全機能を採用した一体型加圧水炉SPWR(System-Integrated PWR)の概念設計研究を行っているが、その技術成立性の評価、設計の弱点の洗い出しに確率論的安全評価(PSA)を実施している。SPWRのPSAは、2段階に分けて行った。第一段階PSAでは、SPWRのプラントの概要の把握、設計の弱点の洗い出しのため、3つの起因事象についてのみ評価を行った。この第一段階PSAの結果も参考として、設計者グループは、水張り式格納容器、静的格納容器水冷却系の採用といった設計変更を行った。第二段階PSAではこれらの設計変更を考慮すると共に、故障モード影響解析等から洗い出された全ての起因事象を対象に、事故進展図を作成してイベントツリーを作成し、炉心損傷発生頻度を定量化した。また、静的システムの信頼性及び設計代替案に関する感度解析を実施した。その結果、炉心損傷発生頻度に静的システムの信頼性はあまり大きな影響のないこと、設計代替案として非安全系の高圧注入系を追加することが炉心損傷発生頻度の低減に最も有効であることが分かった。
鍋島 邦彦; 鈴木 勝男; E.Tuerkcan*; Oe.Ciftcioglu*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1551 - 1556, 1995/00
階層型ニューラルネットワークを用いて、オランダのPWRプラントのオンライン監視システムを構築した。使用したネットワークは、入力層と出力層が同じノードになっており、学習側には誤差逆伝播アルゴリズムを採用した。学習データとして、出力上昇・定常運転・出力減少という広範囲に渡る典型的なパターンを用い、正常状態における原子炉プラントのモデル化をニューラルネットワークの内部で行う。したがって、学習終了後に異常なデータが入力された場合には、ネットワークの出力は、検出器からの信号と大きく異なるため、微小な異常も検知することができる。このシステムを実際の原子炉にオンラインで適用した結果、ニューラルネットワークがうまく複雑な原子炉をモデル化でき、しかも微小な異常徴候を検知することが可能であることが示された。
内山 純一*; 林 光二; 鍋島 邦彦; 鈴土 知明; 鈴木 勝男
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1629 - 1634, 1995/00
種々の新しい信号処理法を用いたPWR炉雑音診断システムのためのフレームワークを研究している。研究はバイスペクトルによる3次相関、セプストラム解析、組み合せデータ処理法(GMDH)、カオス理論、ニューラルネットワーク、ウェーブレット解析、ならびにMAR/STPD(多変数自己回帰モデルと信号伝達経路図)、FFT(高速フーリエ変換)に基づく古典的スペクトルを含む。炉雑音解析は一般に線形の仮定のもとで古典的なFFT解析を用いて行われるが、PWR炉雑音における非定常性や非線形性を取り扱うことのできる新手法の研究が必要である。本論文では、先に述べた各手法の実システムへの適用性を考察した。その結果、これらの手法は従来の手法では取り扱うことのできない非定常、非線形現象の解析に効果的に応用できることを明らかにした。
渡邉 憲夫; 玉越 武*; 高橋 秀雄*; 熊丸 博滋; 平野 雅司
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1303 - 1310, 1995/00
本研究では、PWRでLOCA時のアクシデントマネージメント方策の一つとして挙げられている1次系の減圧操作の有効性を解析により評価した。1次系の減圧操作としては、加圧器逃し弁を開く操作と2次系蒸気発生器でのいわゆるフィード&ブリード運転の2つを考えた。解析コードとしてTRAC-PF1コードを用い、最初に原研ROSA-IV実験装置で行われた一次系減圧操作を模擬した小破断LOCA実験の模擬計算を行い、同コードの適用性を確認した。その上で、実プラントを対象として破断口径を変化させた解析を行った。この解析の結果、1次系の減圧操作のうち、2次系のフィード&ブリード運転はどのような破断口径であっても有効で、炉心損傷を回避できることが示された。一方、加圧器逃し弁の開操作の有効性は破断口径により変化することが明らかとなった。破断口径が3インチ以下の場合、炉心損傷時期を遅らすことができるが、破断口径が3~4インチの場合、加圧器逃し弁を開くとかえって炉心損傷時期が早まることが示された。
丸山 結; 五十嵐 実*; 中村 尚彦; 橋本 和一郎; 杉本 純
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1247 - 1251, 1995/00
原子炉配管内における熱流動挙動は、FPの挙動及び構造健全性に多大な影響を及ぼす。原研では、配管信頼性実証試験(WIND)計画の中でPWRホットレグ内における熱流動解析を実施している。本解析では、ホットレグ内壁に沈着したFPから放出される崩壊熱及びホットレグ入口における流体速という2つのパラメータの影響を調べた。両パラメータの流体温度の軸方向分布には大きな影響を与えたが、ホットレグ断面の流動パターンにはあまり影響しなかった。ホットレグ内流体の対流(中心部で上昇流、内壁に沿った下降流)の形成が予測された。熱流動挙動が及ぼすFPエアロゾル沈着及び配管の構造健全性への影響を考察した。
橋本 和一郎; 中村 尚彦; 五十嵐 実*; 丸山 結; 杉本 純
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1241 - 1246, 1995/00
シビアアクシデント時に炉心から放出されるFPが配管へ沈着する場合、FPの崩壊熱により配管への高温負荷が生じる。そこでFPの崩壊熱等による局所的高温負荷に対する配管構造の挙動に関する知見を得ることを目的に、汎用有限要素法構造解析コードABAQUSを用いた解析を実施した。解析の結果から、シビアアクシデント条件下では、配管曲がり部に局所的にFPが沈着した場合、FPの崩壊熱が局所的高温負荷をもたらし、これが配管に高応力を生じさせること、及び配管拘束条件が配管の変形挙動に大きな影響を及ぼすことを明らかにした。