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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 the Institution of Mechanical Engineers, Part O; Journal of Risk and Reliability, 237(5), p.947 - 957, 2023/10
被引用回数：4 パーセンタイル：69.72(Engineering, Multidisciplinary)確率論的リスク評価(Probabilistic Risk Assessment: PRA)は、大規模かつ複雑なシステムのリスクを評価するために用いられる手法である。しかし、従来のイベントツリーやフォールトツリーを用いたPRAでは、原子力発電所の構造物、系統及び機器が損傷するタイミングを考慮することは困難である。そこで、この課題を解決するために、RAPID(Risk Assessment with Plant Interactive Dynamics)を用いて、熱水力解析と外部事象のシミュレーションを組み合わせた手法を提案した。加圧水型原子炉のタービン建屋内での内部溢水を表現するために、ベルヌーイの定理に基づいた溢水伝播モデルを適用した。加えて、溢水源の流量や緩和システムの故障基準などの不確実さを考慮した。シミュレーションでは、運転員がいくつか簡略化を行うことにより、運転員による溢水源の隔離操作と排水ポンプを用いた回復操作をモデル化した。その結果、隔離と排水を組み合わせることで、溢水発生時の条件付炉心損傷確率を約90%低減できることが示された。
久保 光太郎
Science and Technology of Nuclear Installations, 2023, p.7402217_1 - 7402217_12, 2023/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Probabilistic risk assessment (PRA) is an effective methodology that could be used to improve the safety of nuclear power plants in a reasonable manner. Dynamic PRA, as an advanced PRA allows for more realistic and detailed analyses by handling time-dependent information. However, the applications of this method to practical problems are limited because it remains in the research and development stage. This study aimed to investigate the possibility of utilizing dynamic PRA in risk-informed decision-making. Specifically, the author performed an accident sequence precursor (ASP) analysis on the failure of emergency diesel generators that occurred at Unit 1 of the Tomari Nuclear Power Plant in Japan using dynamic PRA. The results were evaluated by comparison with the results of simplified classical PRA. The findings indicated that dynamic PRA may estimate lower risks compared with those obtained from classical PRA by reasonable modeling of alternating current power recovery. The author also showed that dynamic PRA can provide detailed information that cannot be obtained with classical PRA, such as uncertainty distribution of core damage timing and importance measure considering the system failure timing.
Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
Quantitative assessment of the effect of accident management on the various external hazards is essential in the nuclear safety analysis. This study aims to establish the dynamic probabilistic risk assessment methodology for sodium-cooled fast reactors that can consider the transient plant status under continuous external hazards with corresponding countermeasures operating stochastically. Specifically, the Continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) and Deterministic and Stochastic Petri Nets (DSPN) methods are newly applied to the severe accident analysis code, SPECTRA, which can conduct dynamic plant evaluation in the different severe accident conditions of nuclear reactors, to develop an evaluation methodology for typical external hazards. In the DSPN-CMMC-SPECTRA coupled frame, the latest safety functions of the plant components/systems can be stochastically determined by the DSPN-CMMC grounded on the current plant states under continuous hazard and the interaction between the multi-state components/systems; then, SPECTRA can evaluate the following plant state determined by the latest safety function of the components/systems. Therefore, the advantage of this newly developed DSPN-CMMC-SPECTRA frame is having the capability to quantitatively and stochastically evaluate the transient accident progressions that potentially lead to the core damage under the continuous external hazard scenario. As for the preliminary exam on the DSPN-CMMC-SPECTRA frame, one of the typical external hazards of continuous volcanic ashfall is selected in this research. In addition, the numerical investigation of alternative accident management' effects has also been carried out and quantitatively confirmed in this research.
久保 光太郎; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(4), p.359 - 373, 2023/04
被引用回数：5 パーセンタイル：78.52(Nuclear Science & Technology)確率論的リスク評価(PRA)は、原子力発電所の安全性を向上させるための重要なアプローチである。しかし、この手法では、複合ハザードのモデル化は困難である。地震に起因した溢水シナリオでは、地震による炉心損傷、溢水による炉心損傷、地震と溢水が組み合わさった炉心損傷といった複数の炉心損傷シーケンスを含んでいる。溢水に係るフラジリティは、溢水がタンクなどの水源から区画に伝播するため、時間依存性を有している。そのため、現実的なリスク評価及び定量化を行うためには、動的リスク評価を用いる必要がある。本研究では、地震,溢水,熱水力シミュレーションを連成させ、複数ハザード間の依存関係を明示的に考慮し、地震起因溢水のリスク評価を行った。特に、福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全性向上対策に注目し、システムの耐力に関する感度解析と可搬型ポンプを用いた蒸気発生器代替注水の効果を評価した。我々は、シミュレーションに基づく動的PRA手法の複合ハザード起因のリスクの評価への使用を実証した。
久保 光太郎; 田中 洋一*; 石川 淳
Proceedings of the Institution of Mechanical Engineers, Part O; Journal of Risk and Reliability, 11 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Engineering, Multidisciplinary)Nuclear power plants are critical infrastructures that provide electricity. However, accidents in nuclear power plants can cause considerable consequences such as the release of radioactive materials. Therefore, appropriately managing their risk is necessary. Various nuclear regulatory agencies employ probabilistic risk assessment (PRA) to effectively evaluate risks in nuclear power plants. Dynamic PRA has gained popularity because it allows for more realistic assessment by reducing the assumptions and engineering judgments related to time-dependent failure probability and/or human-action reliability in the conventional PRA methodology. However, removing all assumptions and engineering judgments is difficult; thus, the risk analyst, e.g., the regulator, must understand their effects on the assessment results. This study focuses on "risk dilution," which emerges from the assumptions about uncertainty. Dynamic PRA of a station blackout sequence in a boiling-water reactor was performed using the dynamic PRA tool, namely, Risk Assessment with Plant Interactive Dynamics (RAPID) and the severe-accident code Thermal-Hydraulic Analysis of Loss of Coolant, Emergency Core Cooling, and Severe Core Damage version 2 (THALES2), which altered the correlation parameters among the uncertainties of the events that occurred in sequence. The results demonstrated that the conditional core-damage probability and mean value of the core-damage time varied from 0.27 to 0.47 and from 7.1 to 8.7 h, respectively. When the dynamic PRA results are used for risk-informed decision making, the decision maker should adequately consider the effect of risk dilution.
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.
Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2022/07
シビアアクシデントに至る可能性のある事故シナリオを同定し、その発生頻度を評価することは重要な課題である。本研究ではナトリウム冷却高速炉を対象とし、時間依存や事象の相互依存性を考慮できる動的PRA評価手法の確立を目指す。具体的には過酷事故解析コードSPECTRAに対して新たに連続マルコフ連鎖モンテカルロ(CMMC)を適用し、外部ハザードに対する解析手法を開発する。現在、崩壊熱除去系における空気冷却器のフォルトツリーモデルをCMMCとして実装し、火山降灰に対するプラント過渡特性の試行解析が終了した。
久保 光太郎; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(3), p.357 - 367, 2022/03
被引用回数：5 パーセンタイル：65.59(Nuclear Science & Technology)熱水力シミュレーションと確率論的サンプリング手法を組み合わせることにより偶然的不確実さと認識論的不確実さを取扱い可能な動的確率論的リスク評価(PRA)手法は、従来のPRAと比較してより現実的かつ詳細な評価を可能とする。しかしながら、これらの向上と引き換えに膨大な計算コストが発生する。これに対する一つの解決方法は、適切なサンプリング手法を選択することである。本論文では、我々はモンテカルロ,ラテン超方格,格子点及び準モンテカルロサンプリング手法を沸騰水型原子炉の全交流電源喪失シーケンスの動的PRAに適用した。その結果、準モンテカルロ法が仮定したシナリオにおいて最も効率的に不確実さを取扱えることが示された。
久保 光太郎; 田中 洋一
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2021 (ASRAM 2021) (Internet), 13 Pages, 2021/10
確率論的リスク評価(Probabilistic Risk Assessment: PRA)は原子力発電所安全性を向上させるために安全性向上評価や原子炉監視プロセスなどで広く用いられている。しかしながら、従来のPRAの制限の1つとして、システムの故障時刻や炉心損傷時刻といった時間情報の取扱いが挙げられる。この制限を解決するために、動的PRA手法が開発され、様々な安全性の問題に適用されている。ただし、上記の改善には大きな計算コストが伴う。本研究では、動的PRAの計算コストの削減を期待し、多項式カオス展開(Polynomial Chaos Expansion: PCE)手法を適用した。具体的には、炉心損傷時刻を推定するためのPCEに基づく代理モデルを構築した。次に、PCEに基づく代替モデルを動的PRAに適用し、条件付き炉心損傷確率及び炉心損傷時刻を計算した。その結果、PCEの適用により、精度を大幅に低減させることなく、評価を効率的に行えることが示された。
久保 光太郎; 田中 洋一
Proceedings of 31st European Safety and Reliability Conference (ESREL 2021) (Internet), p.810 - 817, 2021/09
確率論的リスク評価(PRA)は原子力発電所のリスクを効果的に評価する手法であり、様々な機関で利用されている。動的PRAは、時間に依存した故障確率や人間信頼性に係る仮定や工学的判断を減らすことにより、より現実的な評価を行えるため注目を集めている。しかしながら、すべての仮定や工学的判断を取り除くことは困難であり、それらの解析結果に対する影響は把握される必要がある。本研究では、不確実さに係る仮定で生じる「リスク希釈効果」に注目した。この効果によって、全交流電源喪失事象において、条件付炉心損傷確率に約10%から20%の相対変化が生じた。このリスク希釈効果は、規制等の重要な意思決定において動的PRAを用いる場合、十分検討される必要がある。
丸山 結; 吉田 一雄
日本原子力学会誌ATOMO
, 63(7), p.517 - 522, 2021/07
確率論的リスク評価(PRA)は合理的かつ定量的にリスクを評価する強力な手法である。しかしながら、PRAを実践しつつ、得られた結果を分析し、様々な意思決定に活用する上では、多様な分野の専門的な知識や技術,経験を必要とする。原子力施設のリスク評価においては、シビアアクシデントに至る過程やその進展を評価することが不可欠であり、それらに強く関連する熱流動は、PRAにおける重要な専門分野の一つである。本稿では、軽水炉のレベル2PRAにおけるソースターム評価及び再処理施設のシビアアクシデント時ソースターム評価を中心に、リスク評価における熱流動解析の役割について概説する。
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.
久保 光太郎; Zheng, X.; 石川 淳; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2020 (ASRAM 2020) (Internet), 11 Pages, 2020/11
動的確率論的リスク評価(PRA)は、従来のPRAよりも現実的で詳細な解析を可能とする。しかし、これらの改善とトレードオフの関係にあるのは、多数の熱水力解析を行うことに伴う膨大な計算コストである。本研究では、機械学習に基づいて、熱水力解析を省略することでこの計算コストを削減することを目指した。機械学習には、サポートベクターマシンを選択し、その構築には高忠実度・高コストの詳細モデルと、低忠実度・低コストの簡易モデルを用いた。その結果、今回仮定した条件においては、精度を大幅に低下させることなく計算コストを約80%削減することができた。
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 Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.308 - 315, 2020/10
動的確率論的リスク評価(PRA)PRAは従来のPRA手法の現実性と網羅性を向上させる手法の一つである、しかしながら、それらの向上と引き換えに膨大な計算コストが発生する。本稿では、複数のサンプリング手法を簡易的な事故シーケンスに対する動的PRAに対して適用した。具体的には、モンテカルロ法,ラテン超方格法,格子点サンプリング及び準モンテカルロ法を比較した。その結果、今回の検討の範囲においては、準モンテカルロ法が最も効率的であった。
鈴土 知明; 林 光二
Proc. of a Symp. on Nuclear Reactor Surveillance and Diagnostics,Vol. 1, 12 Pages, 1991/00
簡単な非線形微分方程式からカオスと呼ばれている複雑な解が得られることが知られている。原子炉の非線形性によってもたらされた複雑な挙動がカオス的挙動に帰結することができ、原子炉動特性および原子炉制御についてある種のヒントが得られるかもしれない。改良前のNSRRの雑音信号から2つのカオスの重要な特徴量、フラクタル次元および最大リアプノフ指数が評価された。解析の結果、当原子炉で観測された出力振動はカオス的である可能性が高いことがわかった。またこれらの2つの特徴量の、実際の原子炉の監視および異常診断への応用方法について独自の提案をし、従来の方法との比較を行った。その結果、新しい方法は原子炉の状態のより広い範囲にわたって利用可能であることがわかった。
Zheng, X.
no journal, ,
The severe accident researches, of both experiment and simulation, are active to assess the potential risk of a nuclear reactor. The results of the risk assessment, however, include significant uncertainties as a result of its innate complexity. The author introduces methods of how to quantify the uncertainties during the severe accident simulation. Integral severe accident codes have been developed to simulate accident progression and determine the consequences. Various accident scenarios are modeled within the probabilistic risk assessment (PRA) framework, which specifies the progression and probability of each accident scenario. Numerical models are generally the simplification of severe accidents, which diverges from the reality and causes the uncertainties. Methods of parameter and scenario uncertainty analysis are introduced in detail, including Monte-Carlo-sampling-based method, global sensitivity analysis, dynamic event tree, and surrogate models.
玉置 等史
no journal, ,
従来PRAでは故障等の発生するタイミングや故障に伴う熱水力等のプラント内応答を保守的に設定した評価を行うため、これらの影響を正確に反映出来ない点が同手法に基づく評価の限界であることが指摘されている。そこで、時間依存性やプラント状態をより正確に取り扱うことを目指したDynamic PRA(DPRA)手法の開発が進められている。近年のコンピュータ性能の向上に伴いシミュレーションに基づくDPRAへの期待が高まっている。このDPRAでは、機器故障等の従来の不確実さ評価に加え、事故進展の不確実さを同時に取り扱うことができる、評価結果に時間依存性を考慮できるという利点を鑑み、JAEA安全研究センターでは手法の構築及び解析に必要なツールRAPIDの開発に平成29年度より着手した。発表では、開発したRAPIDの概要及び適用例を示すとともに、今後の研究方針について紹介する。
