Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
久保 光太郎; 田中 洋一; 白田 勇人*; 荒毛 大輔*; 内山 智曜*; 村松 健
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00051_1 - 23-00051_17, 2023/08
福島第一原子力発電所事故後、原子力発電所の外部事象に対する確率論的リスク評価(PRA)の重要性が再認識された。地震PRAでは、システム、コンポーネント、構造(SSC)の相関故障の扱いが非常に重要である。SSCが連関して故障した場合に、事故緩和システムの冗長性に悪影響を与える恐れがある。原子力機構では、SSCの相関故障を詳細かつ現実的に取り扱うために、Direct Quantification of Fault Tree by Monte Carlo Simulation(DQFM)法と名付けられたフォールトツリー定量化手法を開発している。この手法では、地震応答や耐力に関する相関を有する不確実さをモンテカルロ・サンプリングで考慮することにより、頂上事象の発生確率を定量化することができる。DQFMの有用性は既に実証されているが、その計算効率を向上させることで、リスク分析者は複数の分析を行うことができるようになる。そこで本研究では、簡易的な地震PRAのDQFM計算に準モンテカルロ法および重要度サンプリングを適用し、少ないサンプリングで分岐確率を定量化する効果を検証した。準モンテカルロサンプリングを適用することで、中・高地震動レベルでの結果の収束性がモンテカルロサンプリングに比べて一桁加速されることを示すと共に、重点サンプリングの適用により、低い地盤変動レベルにおいて故障確率が低いSSCに対して統計的に有意な結果を取得できることを示した。これらのサンプリング手法の応用による計算の高速化はリスク情報を活用した意志決定におけるDQFMの実用化の可能性を高めるものである。
Tuya, D.; 長家 康展
Nuclear Science and Engineering, 15 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)局所的な分散低減が必要な問題や深層透過問題に対するモンテカルロ中性子輸送計算では、計算効率を上げるため一般的にインポータンス関数の評価が必要である。本研究では、局所的な分散低減に対するインポータンス関数を評価するための新しい再帰的モンテカルロ法(RMC法)を開発した。新しいRMC法を1次元鉄平板上体系と3次元コンクリート鉄体系の2つのサンプル問題に適用した。新しいRMC法によるインポータンス関数を用いて計算された分散低減パラメータを用いて、これらの問題に対する検出器応答を評価した。分散低減法を用いたモンテカルロ計算によって得られた結果は、分散低減法を用いないモンテカルロ計算の結果とよく一致した。さらに、分散低減法を用いたモンテカルロ計算は、FOM値で比較において、数倍から10
倍の効率化を達成することができた。また、検出器位置の光学的な深さが深くなるほど計算効率が向上することもわかった。
久保 光太郎; 藤原 啓太*; 田中 洋一; 白田 勇人*; 荒毛 大輔*; 内山 智曜*; 村松 健*
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 8 Pages, 2022/08
福島第一原子力発電所の事故後、外部事象、特に地震や津波に対する確率論的リスク評価(PRA)の重要性が認識された。日本原子力研究開発機構では、地震PRAのための解析手法として、DQFM(direct quantification of fault tree using Monte Carlo simulation)法を開発してきた。DQFMは、地震応答と機器の耐力に関する適切な相関行列が与えられた場合、解析解や多次元数値積分を用いてミニマルカットセット確率を求める方法では困難であるANDゲートやORゲートで接続された機器の相関損傷の影響をフォールトツリーで考慮することが可能であり、その有用性が示されている。このDQFMの計算時間を短縮することは、規制機関や事業者が実施するPRAにおいて、多数の解析が可能になる。そこで、本研究では、準モンテカルロサンプリング,重要度サンプリング及び並列計算の3つのアプローチで予備的検討を行い、計算効率の向上を図った。具体的には、加圧水型原子炉の簡易的なPRAモデルに対する、DQFMによる条件付炉心損傷確率の計算に準モンテカルロサンプリング,重要度サンプリング,並列計算を適用した。その結果、準モンテカルロサンプリングは、仮定した中及び高地震動レベルで有効であり、重要度サンプリングは低地震動レベルで有効という結果が示された。また、並列計算により、実用的な不確実さ解析及び重要度解析が実施可能であることが示された。これらの改良を組合わせてPRAコードに実装することで、計算の大幅な高速化が期待でき、リスク情報を用いた意思決定におけるDQFMの実用化の見通しを得た。
Zheng, X.; 玉置 等史; 杉山 智之; 丸山 結
Reliability Engineering & System Safety, 223, p.108503_1 - 108503_12, 2022/07
被引用回数：17 パーセンタイル：91.72(Engineering, Industrial)Dynamic probabilistic risk assessment (PRA) more explicitly treats timing issues and stochastic elements of risk models. It extensively resorts to iterative simulations of accident progressions for the quantification of risk triplets including accident scenarios, probabilities and consequences. Dynamic PRA leverages the level of detail for risk modeling while intricately increases computational complexities, which result in heavy computational cost. This paper proposes to apply multi-fidelity simulations for a cost- effective dynamic PRA. It applies and improves the multi-fidelity importance sampling (MFIS) algorithm to generate cost-effective samples of nuclear reactor accident sequences. Sampled accident sequences are paralleled simulated by using mechanistic codes, which is treated as a high-fidelity model. Adaptively trained by using the high-fidelity data, low-fidelity model is used to predicting simulation results. Interested predictions with reactor core damages are sorted out to build the density function of the biased distribution for importance sampling. After when collect enough number of high-fidelity data, risk triplets can be estimated. By solving a demonstration problem and a practical PRA problem by using MELCOR 2.2, the approach has been proven to be effective for risk assessment. Comparing with previous studies, the proposed multi-fidelity approach provides comparative estimation of risk triplets, while significantly reduces computational cost.
Li, Y.*; 加藤 大輔*; 柴田 勝之; 鬼沢 邦雄
International Journal of Pressure Vessels and Piping, 78(4), p.271 - 282, 2001/04
被引用回数：5 パーセンタイル：41.36(Engineering, Multidisciplinary)原研では、破壊評価モデルや数値解析法に新規モデルに導入したPFMコードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を進め、これまでに、ほぼコード開発を終えている。本コードには、半楕円亀裂進展評価,破壊基準,焼鈍効果等に新規モデル導入しているが、その他、モンテカルロ解析法やクラッド部の応力拡大係数解析法にも新規の解析技法を開発し導入している。本論文は、解析の信頼性向上と効率化のため、数値解析法における新規モデルや改良点等をまとめたものである。本論文では、以下の項目について紹介している。(1)無限長亀裂の新規応力拡大係数式の作成と導入。(2)クラッド部熱応力による不連続部の応力拡大解析モデルの作成と導入。(3)層別モンテカルロ法における最適層分割及びサンプリング法の開発と導入。(4)その他: 乱数発生法,偏差再計算法等。
高田 弘; 義澤 宣明*; 小迫 和明*; 石橋 健二*
JAERI-Data/Code 98-005, 101 Pages, 1998/02
JAERI-Data-Code-98-005.pdf:3.57MB
これまでに用いてきた高エネルギー核子・中間子輸送コードNMTC/JAERIについて、物理モデルに新しい計算オプションを追加する改良、核子・原子核断面積の更新、多重配列システムによる結合型幾可形状記述方式及びインポータンスサンプリング手法を新規に導入する改良を加えて、NMTC/JAERI97を完成させた。新しいコードにはタリー機能も導入したため、モンテカルロ計算のヒストリーファイルを計算終了後に改めて編集することなく中性子エネルギースペクトル、発熱量及び核種生成率等の物理量を求めることができる。また、本コードはUNIX上で実行できるようにチューニングされている。本レポートでは、NMTC/JAERI97の機能、物理モデル及び幾可形状記述方式等の計算手法を解説し、コードの使用法についても説明する。
村田 勲; 新藤 隆一; 塩沢 周策
Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, p.365 - 370, 1994/00
原研では現在、大洗研究所に黒鉛減速ヘリウムガス冷却炉である高温工学試験研究炉を建設中である。HTTRは、軽水炉と異なり、冷却材に遮へい能力を期待することができないことから、原子炉は複雑な形状を持つ遮へい体により遮へいされている。遮へい設計では、この構造を2次元輸送計算コードを用い、モデル化を保守的に行うことでその解析を可能にしている。本研究では、HTTRのような複雑な形状を持つ遮へい体の解析を3次元モンテカルロコードによりできるだけ詳細に実施する手法を開発した。本手法は、HTTRの遮へい解析に適用され、その結果、本手法がHTTRのような複雑な体系に対しても、適切な計算時間で十分な精度を持った結果が得られることが確かめられた。また、HTTRの遮へい設計結果と比較することにより、遮へい設計が十分な保守性を持って実施されていることが確認された。
石神 努; 本間 俊充
Proc. of lst Int. Symp. on Uncertainty Modeling and Analysis, p.398 - 403, 1990/12
計算コードの入力値に不確実さが含まれているとき、その出力値(計算結果)は不確実さを有する。出力値の不確実さに寄与する入力変数を識別すること(重要度評価)が重要である。本報では、重要度評価に関する新しい計算手法を開発した。同手法は、Hora及びImanの提案した重要度の尺度を、元の計算モデルに基づきLHS(Latin hypercube sampling)法を用いて計算するものである。また、本手法では連続変数ばかりでなくモデルオプション等の入力変数も重要度評価の対象とすることができる。本手法を幾つかの計算モデルに適用し、その使いやすさ、適応可能性、そして結果の信頼性に関する検討を行なうとともに、従来の回帰分析法を用いた分析結果との比較検討を行なった。
石神 努
JAERI-M 89-190, 66 Pages, 1989/11
本報は、計算モデルの入力データに含まれる不確実さに起因する計算結果の不確実さを解析するためにこれまでに開発されてきた幾つかの手法と、それらをMARCH/CORRALII、TERFOCおよびSPARCの3つの計算モデルに応用した解析例についてまとめたものである。解析例を通じて手法の適用限界を論じるとともに、応用に際しての解析手法の選択に関する考察を行う。
