Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
栗坂 健一
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
本研究は、既存のナトリウム冷却高速炉SFRにおける観測データに基づき蒸気発生器SG伝熱管漏えいの発生率の時間トレンドを把握することを目的とする。対象とするSFRは仏国のPhenix及び露国のBN600である。公開文献を基に、管-管板溶接数、管-管溶接数、母材の伝熱面積、SG運転時間、SG伝熱管漏えい発生日、漏えい位置、漏えいモジュールの交換などの漏えい後の是正措置を調べた。これらのデータを踏まえ、漏えい発生までの運転時間を推定し、上記部位毎に伝熱管漏えい発生率の時間トレンドをハザードプロット法により定量化した。結果、Phenixの管-管溶接部の漏えい発生率は繰り返し熱応力によって短期に増大する傾向が示された。長期トレンドとしては、Phenix及びBN600両者の管漏えい発生率は減少傾向を示した。この傾向は溶接及び運転条件の改善並びに初期故障の除去によるものと考えられる。
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.
Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
Journal of Nuclear Science and Technology, 23 Pages, 2023/00
被引用回数：1 パーセンタイル：72.91(Nuclear Science & Technology)For all the nuclear reactor systems, quantitative assessment of the accident management (AM) effects against long-term external hazards became one of the essential issues after the lesson learned from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident. However, the influence from the safety systems' stochastic and dynamic shifting between multiple working states, which is related to the interaction with the adjacent components/systems in general, has not been accounted for yet. Therefore, this research aims to develop a dynamic probability risk assessment tool considering repairable multi-component interdependency for investigating the AM influences on the multi-state safety systems under long-term external hazards. Based on the newly proposed methodology in this research via integrating the Petri Net (PN) model with the continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) method, a framework applying PN-CMMC methodology to a severe accident analysis code, SPECTRA, had been originally constructed. Different AM influences on the multi-state decay heat removal systems against long-term volcanic ashfall were also quantitatively confirmed, indicating that halving the repairing time is more influential in suppressing the core damage frequency than doubling the number of adjacent electricity support systems. Therefore, the PN-CMMC-SPECTRA framework can further assess the uncharted dynamic multi-state concerns, leading to a safer AM strategy.
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。
山本 智彦; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 原 裕之*
Nuclear Technology, 206(12), p.1875 - 1890, 2020/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所の事故を受けて、2010年までに設計されたJSFR建屋に対する地震や津波等の外部事象に対しての評価と対策案について報告する。
西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一
Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00079_1 - 18-00079_17, 2018/08
A probabilistic risk assessment (PRA) should be performed not only for earthquake and tsunami which are major natural events in Japan but also for other natural external hazards. However, PRA methodologies for other external hazards and their combination have not been sufficiently developed. This study is aimed at developing a PRA methodology for the combination of low temperature and snow for a sodium-cooled fast reactor which uses the ambient air as its ultimate heat sink to remove decay heat under accident conditions. The annual exceedance probabilities of low temperature and of snow can be statistically estimated based on the meteorological records of temperature, snow depth and daily snowfall depth. To identify core damage sequence, an event tree was developed by considering the impact of low temperature and snow on decay heat removal systems (DHRSs), e.g., a clogged intake and/or outtake for a DHRS and for an emergency diesel generator, an unopenable door on necessary access routes due to accumulated snow, failure of intake filters due to accumulated snow, and possibility of water freezing in cooling circuits. Recovery actions (i.e., snow removal and filter replacement) to prevent loss of DHRS function were also considered in developing the event tree. Furthermore, considering that a dominant contributor to snow risk can be failure of snow removal around intakes and outtakes caused by loss of the access routes, this study has investigated effects of electric heaters installed around the intakes and outtakes as an additional countermeasure. By using the annual exceedance probabilities and failure probabilities, the event tree was quantified. The result showed that a dominant core damage sequence caused by a snow and low temperature combination hazard is the failure of the electric heaters and the loss of the access routes for snow removal due to low temperature and snowfall which last for a day, and daily snowfall depth of 2 m/day.
崔 炳賢; 西田 明美; 糸井 達哉*; 高田 毅士*
Geosciences (Internet), 8(1), p.1_1 - 1_22, 2018/01
東北地方太平洋沖地震の後、非常に広い領域において余震が多発した。ことのよう余震により二次災害や救助活動・復旧作業の遅れが発生した。しかし、本震が発生する前に余震ハザードを評価することは不確実さが大きいため容易ではない。一方、巨大地震が発生すると、大きな不確実さのもとで意思決定をしないといけないので、その不確実さを定量化することは重要である。われわれは将来の巨大地震に対する復旧活動計画のための確率論的余震ハザード解析法について発表した。本稿では、提案された確率論的余震ハザード解析の活用法について検討し、工学的応用例を示す。まず、復旧活動計画に活用するための余震ハザードマップを提案する。続いて、避難ビルや原子力施設等の耐津波設計における余震と津波の同時考慮のための荷重耐力係数を導出する手法について提案する。
岡野 靖; 山野 秀将
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00517_1 - 16-00517_10, 2017/06
本論文は、ロジックツリーにおける頻度/確率変数の変動に対する森林火災ハザード曲線の感度評価を行ったものである。森林火災の発火時刻に対する感度としては、反応強度と火線強度のハザード曲線の強度をそれぞれ4%と14%増加させる効果があった。発火が生じる地点の発生確率分布に対する感度としては、反応強度と火線強度のハザード曲線の頻度を+70%
-40%変化させる効果があった。森林火災に対する広域消防の効果を無視した場合、反応強度と火線強度のハザード曲線の頻度を40-80倍増加させる効果があった。本研究により、森林火災のハザード曲線に対して最も感度の高い要因は、発電所に森林火災が到達する前までに広域消防により消火される効果が期待できるかであることが示された。
高田 孝; 東 恵美子*
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1749 - 1757, 2016/11
被引用回数：5 パーセンタイル：43.41(Nuclear Science & Technology)東京電力福島第一原子力発電所事故以降、外部ハザードに対する原子力発電所のマージン評価が重要となっている。本論文では、外部ハザード発生時のプラント応答を定量的にかつ統計的に評価することを目的に、連続マルコフ連鎖モンテカルロ(CMMC)法をプラント動特性ツールに援用した新たな評価手法を開発した。CMMC法では現在のプラント状態をもとに機器の機能喪失確率を評価し、モンテカルロ法を用いることで様々なプラントシーケンスを個別に評価する。本論文では開発した手法を用い、積雪ハザードにおけるナトリウム冷却高速炉の事象進展を評価した結果について報告する。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一
Nuclear Engineering and Design, 308, p.86 - 95, 2016/11
被引用回数：7 パーセンタイル：55.03(Nuclear Science & Technology)本論文は、主にナトリウム冷却高速炉(SFR)の崩壊熱除去機能に関して外部ハザード評価及び事象シーケンス評価を通じて積雪の確率論的リスク評価(PRA)手法を記述する。典型的な日本のSFRサイトにおける最近50年間の気象データを用いて、日降雪深(降雪速度)と積雪深を日降雪深で除することで求められる降雪継続時間の組み合わせることで積雪ハザードカテゴリを設定した。各積雪ハザードカテゴリに対して、崩壊熱除去喪失を表すいくつかの分岐からなるイベントツリーによって、事象シーケンスを評価した。アクシデントマネジメントとして、除雪作業と空気冷却器ダンパ手動操作がイベントツリーに取り入れられた。また、アクセスルート失敗確率モデルもイベントツリー定量化にあたって開発された。本論文では、積雪PRAにより、炉心損傷頻度が10
/炉年以下であることを示した。支配的な積雪ハザードカテゴリは、1-2m/dayの降雪で0.5-0.75dayの継続時間の組み合わせであった。重要度解析及び感度解析によって、アクセスルート確保がリスクに対する寄与が高いこともまた示された。
岡野 靖; 山野 秀将
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(8), p.1224 - 1234, 2016/08
被引用回数：4 パーセンタイル：36.53(Nuclear Science & Technology)森林火災に対するハザード曲線の評価手法を構築した。手法は、ロジックツリーの構築、火災強度の応答曲面の導出、モンテカルロシミュレーション、年超過確率の導出のステップからなる。ロジックツリーは、森林火災発生・延焼条件、天気条件、植生・地形条件から構成される。高速炉立地近傍での植生条件・天候条件を与え、燃焼強度と火線強度のハザード曲線を導出した。
近澤 佳隆; 加藤 篤志; 早船 浩樹; 島川 佳郎*; 神島 吉郎*
Nuclear Technology, 192(2), p.111 - 124, 2015/11
被引用回数：1 パーセンタイル：9.74(Nuclear Science & Technology)JSFRに対する厳しい外的事象評価を行った。耐震設計としては安全上重要な機器が直近の強い地震に対して機能が維持できることを確認した。また、津波に対しては可能的な全交流電源喪失を評価した。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.454 - 465, 2015/05
本論文では、プロジェクト概要に加えて、主に強風PRA手法開発について述べる。強風PRA手法を開発するにあたって、まず、我が国で記録された気象データに基づき、ワイブル分布及びグンベル分布を用いてハザード曲線を推定した。得られたハザード曲線は、イベントツリー定量化のために5つのカテゴリに離散化した。次に、崩壊熱除去に関連した設備に対する破損確率を求めるために、2つの確率の積で表すことにした。すなわち、飛来物が崩壊熱除去系の空気吸気口と排気口に入る確率と飛来物衝突による破損確率の積である。イベントツリーに基づき最終的に得られた炉心損傷頻度は、グンベル分布で求められたハザード発生頻度の離散化した確率に条件付除熱失敗確率を乗ずることによって、約6
10
と推定された。支配的なシーケンスは、飛来物衝突による燃料タンク火災を従業員が消火できず、崩壊熱除去喪失に至ることであると導かれた。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05
本論文では、プロジェクト概要に加えて、主に積雪マージン評価手法開発について述べる。積雪マージン評価には降雪速度と継続時間の組み合わせが指標となる。降雪中は除雪が期待できるから、除雪速度が降雪速度を下回ったときに除熱失敗と定義すると、その除熱失敗に至るまでの降雪継続時間がマージンとみなされるという積雪マージン評価手法を開発した。
岡野 靖; 山野 秀将
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05
森林火災の延焼及び煤煙移行の数値シミュレーションを行い、天候条件に対する感度、及び、ナトリウム冷却高速炉の空気冷却器エアフィルターにおける煤煙積算量を評価した。森林火災延焼シミュレーションはFAR SITEを用い、時間進展に伴う火災エリアの拡大と反応強度、火線強度を導出した。煤煙移行挙動はALOFT-FTを用い、PM2.5/10粒子の空間濃度分布を導出した。エアフィルターにおける煤煙積算量は単位面積あたり数百グラム程度と見積もられ、これは運転上の制限である15kgを大きく下回ることが分かった。
岡野 文範; 池田 佳隆; 逆井 章; 花田 磨砂也; JT-60チーム
プラズマ・核融合学会誌, 90(10), p.630 - 639, 2014/10
臨界プラズマ試験装置(JT-60)の本体解体に平成21年度から着手し、平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した最初のケースである。具体的な解体作業では、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割が、工程的、技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見出して作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告では、JT-60トカマク解体の概要を紹介する。
杉野 英治*; 伊藤 裕人*; 鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
日本原子力学会和文論文誌, 4(4), p.233 - 241, 2005/12
本研究の目的は、既存の軽水炉原子力発電プラントの長期利用の観点から、安全上重要な機器構造物の経年変化事象を適切に考慮した地震時構造信頼性評価手法を確立することである。そこで、1次冷却系配管における応力腐食割れや地震荷重による疲労き裂進展などの経年変化事象に着目し、確率論的破壊力学に基づいた配管破損確率評価コードPASCAL-SCと、プラントサイトの地震発生確率及び地震発生確率レベルに応じた地震動を算出するための確率論的地震ハザード評価コードSHEAT-FMを開発し、これらを組合せた経年配管の地震時構造信頼性評価手法を提案した。この手法を用いてBWRモデルプラントの再循環系配管溶接線の1つについて評価した。その結果、経年配管の破損確率は、運転時間がある時期を過ぎると急激に増加する傾向にあり、相対的に地震荷重よりも経年変化による破損の影響が大きいことがわかった。
玉置 等史; 濱口 義兼; 吉田 一雄; 村松 健
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
原研では、MOX燃料加工施設に適用できる確率論的安全評価手順の開発を行っている。この手順は4つの手順で構成され、第1ステップであるハザード分析は、この手順を特徴付けるものであり、残りのステップは原子炉施設のレベル1,レベル2PSAに対応する。本報告の主であるハザード分析では、機能レベルでの故障モード影響解析(FMEA)手法を用いて可能性のある事故原因の候補(異常事象候補)を抜け落ちなく抽出し、抽出した異常事象候補の発生頻度及び事故影響を概略的に評価し、これら2軸で表現される選別用リスクマトリクスを用いてリスク上有意な寄与を与える異常事象を選別する。異常事象候補の発生頻度評価のうち、臨界事象については、管理の逸脱が直ちに臨界に至ることはないため、サクセスクライテリアの把握が必要である。また、臨界管理のためにコンピュータ化されたシステムが導入されつつあり、これらの信頼性の評価が課題であった。そこで、臨界計算によりサクセスクライテリアを求め、逸脱にかかわる管理システムの故障モード分析の結果をもとに、発生頻度を評価する方法を提案した。これらの方法を用いて仮想的に設定したモデルプラントを対象に分析を実施しその有用性を確認した。
玉置 等史; 吉田 一雄; 渡邉 憲夫; 村松 健
Proceedings of International Topical Meeting on Probabilistic Safety Analysis (PSA '05) (CD-ROM), 11 Pages, 2005/00
原子力機構では、MOX燃料加工施設に適用できる確率論的安全評価手順の開発を行っている。この第一段階のハザード分析として、機能レベルでの故障モード影響解析(FMEA)手法を用いて可能性のある事故原因の候補(異常事象候補)を抜け落ちなく抽出し、次に抽出した異常事象候補から事故シナリオにリスク上有為な寄与を与える異常事象を選別するために異常事象候補が原因で想定される事故の発生頻度及び事故影響を概略的に評価し、選別用リスクマトリクスを用いて相対的なリスクの比較をもとに選別する方法を提案した。機能レベルでのFMEA手法は、工程を構成する設備・機器の機能の喪失に着目しその影響を解析する方法で、詳細な機器情報に依存せずに実施できる特徴を持つ。この方法を用いて仮想的に設定したモデルプラントを対象に分析を実施しその有用性を確認した。
内山 智曜; 及川 哲邦; 近藤 雅明; 渡辺 裕一*; 田村 一雄*
JAERI-Data/Code 2002-011, 205 Pages, 2002/03
JAERI-Data-Code-2002-011.pdf:8.52MB
本報告書は、地震に対する原子力発電所の確率論的安全評価(PSA)におけるタスクの1つであるシステム信頼性解析を目的として原研で開発してきた地震時システム信頼性解析コードSECOM2の使用手引としてまとめたものである。SECOM2コードには、炉心損傷または任意の頂上事象の発生条件を表すフォールトツリーとそれを構成する機器等の耐力や応答に関する情報、地震危険度曲線等を入力として、応答係数法に基づいた地震動レベルごとの機器損傷確率やシステム機能喪失確率の計算,当該サイトでの地震危険度曲線を組み合わせた事故シーケンスの発生頻度や炉心損傷頻度の計算,さまざまな指標を用いた重要度評価,不確実さ解析,応答及び耐力の相関性を考慮した炉心損傷頻度の評価等を行う機能がある。本報告書では、これらSECOM2の機能について計算方法を示し、各機能を用いる際の具体的な使用方法について説明する。
