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神川 豊; 鈴木 真琴; 安掛 寿紀; 村上 貴彦; 森田 祐介; 椎名 秀徳; 福島 学; 平根 伸彦; 大内 靖弘
JAEA-Technology 2023-030, 57 Pages, 2024/03
JAEA-Technology-2023-030.pdf:1.93MB
航空機落下事故に関するデータが原子力規制庁により更新されたことに伴い、原子力科学研究所における航空機落下確率を再評価するため、経済産業省原子力安全・保安院「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について(内規)」に基づき評価を行い、原子力科学研究所の各施設における航空機落下確率を評価した。評価の結果、航空機落下確率の総和は最大となる放射性廃棄物処理場において 5.68
10
回/(炉・年))であり、航空機落下を「想定される外部人為事象」として設計上考慮する必要があるか否かの基準である 10
回/(炉・年))を超えないことを確認した。
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 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; 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。
糸井 達哉*; 中村 秀夫; 中西 宣博*
日本原子力学会誌ATOMO
, 58(5), p.318 - 323, 2016/05
日本原子力学会の原子力安全部会が「福島第一原子力発電所事故に関するセミナー」の報告書に挙げた課題のうち、特に重要な課題である多様な誘因事象に対する原子力安全確保の枠組みについて、学会誌の解説シリーズにより、現状と課題を学術界の立場からまとめる。その2である本稿は、外的事象対策の具体化について規制機関と事業者の取組みの現状を概観した上で、外的事象対策の原則となる考え方について、外的事象の網羅性、深層防護、多様性の役割、リスク情報の活用、地域の安全との関係を含めて議論するものである。
及川 哲邦; 村松 健; 野元 洋一*; 早川 裕*
Probabilistic Safety Assessment and Management, 4, p.2701 - 2706, 1998/00
火山国である日本では、原子力施設等への火山活動によるリスクが十分小さいことを確認したり、影響評価結果によってはリスクマネージメント策を検討することは重要である。原研では、火山活動に対する確率論的安全評価(PSA)手法を開発すべきか判断するためにスクリーニング法を開発している。火山に関する文献の調査結果をもとに、原子力施設で生じ得る被害、最大影響範囲等を考慮し、スクリーニング対象として火砕流、泥流、火砕物の降下を選定した。火山活動に対するスクリーニング法は、原子力施設周辺の火山のリストアップと噴火記録の調査のステップと、地形的要因や噴火発生頻度評価等による、火砕流、泥流、火砕物の降下に対するスクリーニングのステップとからなる。我が国では既存原子力施設は火山から十分離れているが、幾つかの立地点を選定し、スクリーニング法の適用性を確認する計画である。
傍島 眞; 及川 哲邦; 近藤 雅明; 水野 義信*; 村松 健; 蛯沢 勝三
10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 1, p.629 - 636, 1996/00
原子炉の炉心損傷に至り得る外的事象のうち、我が国で重要と考えられる地震について、PSA手法の研究と開発を実施し、炉心損傷に至る機器損傷の頻度を評価する手法を確立した。当初は比較的単純なモデルにより、BWRに適用し、得られた理解をモデルの改良に反映し、設計条件等の影響因子を特定した。炉心損傷頻度まで求めるコードによる計算から、交流電源の機器の耐力すなわち機能維持が、炉心損傷に大きな影響を及ぼすことが認識された。ディーゼル発電機は構成要素の総体としての耐力で破損が決定付けられ、軸受の損傷が代表的モードとなることなどが明らかになった。他の機器についても個別の方法で耐力評価を行っており、地震ハザードの不確実性を小さくし、地震PSAの利用、免振への応用などを通じて原子炉の安全向上を図って行く。
