Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
吉田 一雄
Proceedings of Cognitive Systems Engineering in Process Control (CSEPC 2000), p.83 - 90, 2000/00
マンマシンシステムの評価のためのツールとして開発したJACOSを実用に供するため、マンマシンシステムの一部である事故時手順書(EOP)を評価する手法を提案するとともに3ループPWRを対象としたモデル手順書を対象に評価を実施した。提案した手法は、基本解析とパラメータ解析からなる。基本解析では、評価対象の手順書を知識ベース化する過程で手順書の含まれる情報の充足性を評価する。パラメータ解析では、手順に即した対応において異常事象分類の詳細度あるいは重要情報の欠落等がマンマシンシステムのパフォーマンスに及ぼす影響を解明するための種々のシミュレーションを行う。評価の結果、基本解析では、原子炉スクラム以前での事象判別には、より詳細な異常徴候に関する情報が必要なこと、パラメータ解析では、事象分類の詳細度、運転員の知識の不足が事象判別に及ぼす影響について解明できることを示した。
栗坂 健一
no journal, ,
The purpose of this presentation is to provide practical examples in the development of accident management programmes for advanced reactors. As part of development of sodium-cooled fast reactor (SFR) in Japan, JAEA developed the prototype SFR. To enhance the provisions in defense-in-depth (DiD) level 4, accident management (AM) measures of the prototype SFR in Japan were studied and developed. The scope of topics is focused on AM measures for prevention of core damage. Fundamental safety functions of the prototype SFR are (1) reactor shutdown, (2) maintaining reactor coolant level, and (3) decay heat removal. For each safety function, challenge mechanisms, plant vulnerabilities, and plant capabilities were considered in the AM development process. Representative AM measures for the safety functions are (1) de-energizing the control rod holding electromagnet, (2) siphon-break of the leak path against second leak in the primary heat transport system, and (3) switching to natural circulation cooling.