Application of quasi-Monte Carlo and importance sampling to Monte Carlo-based fault tree quantification for seismic probabilistic risk assessment of nuclear power plants

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

https://doi.org/10.1299/mej.23-00051

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。

Dynamic probabilistic risk assessment of seismic-induced flooding in pressurized water reactor by seismic, flooding, and thermal-hydraulics simulations

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

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2100837

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。

Quasi-Monte Carlo sampling method for simulation-based dynamic probabilistic risk assessment of nuclear power plants

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

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.1971119

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。

Estimation method of systematic uncertainties in Monte Carlo particle transport simulation based on analysis of variance

橋本 慎太郎; 佐藤 達彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(4), p.345 - 354, 2019/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1585989

モンテカルロ法に基づいた粒子輸送シミュレーションは、加速器施設の遮蔽計算等の様々な目的で利用されている。モンテカルロ法による計算結果の信頼性を定量的に評価するためには、試行回数によって決まる統計的不確かさに加えて、計算で使われる反応断面積や計算の入力情報となる遮蔽材の密度がもつ誤差の影響を系統的不確かさとして求める必要がある。本研究の評価方法は分散分析に基づいており、これを鉄やコンクリートを遮蔽材とする中性子の遮蔽計算の解析に適用し、統計的及び系統的不確かさの両方を評価可能であることを示した。その際、入力情報の値を誤差の範囲で変動させるランダム条件法の他、三条件(中央値,上限値及び下限値)のみ変動させる三条件法を提案した。ランダム条件法は計算体系に関わらず適切に系統的不確かさが評価できるものの長い計算時間を必要とするのに対し、入力情報の誤差の影響が複雑な場合を除いて、三条件法は計算時間を抑えてランダム条件法と同じ評価結果を与えることがわかった。さらに、試行回数を増加させた場合の収束状況を判断できる新しい基準値を示し、必要最小限の計算時間で収束した評価結果が得られることを明らかにした。

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA技術の研究開発,3; NDA装置設計用中性子輸送コードの評価

前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊; Bogucarska, T.*; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 7 Pages, 2017/02

原子力機構(JAEA)と欧州共同研究センター(JRC)は、使用済み燃料や次世代型MA燃料などの高線量核物質に適用可能な非破壊測定技術の研究開発を共同で実施している。本研究では、次世代型ダイアウェイ時間差分析法(DDA)の実証装置の設計・開発に用いる中性子輸送コードの信頼性が重要となる。そこで中性子輸送コードの信頼性を評価するために、JRC型DDAを用いたPulsed Neutron Interrogation Test Assembly (PUNITA)とJAEA型DDAを用いたJAEA Active Waste Assay System-Tokai (JAWAS-T)の2つの装置の測定空間内の中性子束分布を測定し、さらにPUNITAでは測定試料のマトリクス内の中性子束分布を測定し、中性子輸送コードによるシミュレーション結果と比較した。本報では、それら試験及びシミュレーション結果と信頼性の評価結果について報告する。

Benchmark models for criticalities of FCA-IX assemblies with systematically changed neutron spectra

福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 岡嶋 成晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.406 - 424, 2016/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2015.1054911

New benchmark models with respect to criticality data are established on the basis of seven uranium-fueled assemblies constructed in the ninth experimental series at the fast critical assembly (FCA) facility. By virtue of these FCA-IX assemblies where the simple combinations of uranium fuel and diluent (graphite and stainless steel) in their core regions were systematically varied, the neutron spectra of these benchmark models cover those of various reactor types, from fast to sub-moderated reactors. The sample calculations of the benchmark models by a continuous-energy Monte Carlo (MC) code showed obvious differences between even the latest versions of two major nuclear data libraries, JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1. The present benchmark models would be well-suited for assessment and improvement of the nuclear data for U, U, graphite, and stainless steel. In addition, the verification of the deterministic method was performed on the benchmark models by comparison with the MC calculations. The present benchmark models are also available to users of deterministic calculation codes for assessment and improvement of nuclear data.

Comparison of thermal neutron distributions within shield materials obtained by experiments, SN and Monte Carlo code calculations

浅野 芳裕; 杉田 武志*; 須崎 武則; 広瀬 秀幸

Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.284 - 289, 2005/12

https://doi.org/10.1093/rpd/nci037

加速器遮蔽材内の熱中性子分布は放射化分布と密接な関係があり、加速器を更新するうえで重要な考慮点である廃棄物区分上もますます計算精度の重要性は高くなっている。しかしSN法とモンテカルロ法では得られる結果に若干の差が認められ、その原因を探るために、黒鉛パイルや水プールでの実験結果と計算結果とを比較検討した。

MVP/GMVP 2; General purpose Monte Carlo codes for neutron and photon transport calculations based on continuous energy and multigroup methods

長家 康展; 奥村 啓介; 森 貴正; 中川 正幸

JAERI 1348, 388 Pages, 2005/06

JAERI-1348.pdf:2.02MB

高速かつ高精度な中性子・光子輸送モンテカルロ計算を実現するため、2つのベクトルモンテカルロコードMVPとGMVPが日本原子力研究所において開発されている。MVPは連続エネルギー法、GMVPは多群法に基づいている。これらのコードはベクトル計算機上において、既存のスカラーコードに比べて10倍以上の高速化を実現している。両コードは正確な物理モデル,詳細な幾何形状表現法,分散低減法等、実用コードとして十分な機能を有している。これらコードの第1版は1994年に公開され、これまで広範囲にわたって改良及び新機能の追加がなされてきた。主な改良点と新機能は(1)ENDF-6形式のファイル6を用いて表現された散乱モデルへの対応,(2)時間依存タリー,(3)ポイントワイズ応答関数を用いた反応率計算,(4)柔軟な線源の指定,(5)任意温度における連続エネルギー計算,(6)固有値問題における分散のバイアス評価,(7)点検出器及び面検出器評価法,(8)確率論的幾何形状モデル,(9)炉雑音解析機能等である。本報告書では2つのコードで用いられている物理モデル,幾何形状表現法,新たな機能及びそれらの使用法が記載されている。

An Improved fast neutron radiography quantitative measurement method

松林 政仁; 日引 俊*; 三島 嘉一郎*; 吉井 康司*; 岡本 孝司*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 533(3), p.481 - 490, 2004/11

https://doi.org/10.1016/j.nima.2004.06.142

もともと熱中性子ラジオグラフィ用に提案されたスケーリング法の高速中性子ラジオグラフィ定量化法としての有効性をモンテカルロ計算及び高速中性子源炉弥生で実施した実験により検証した。水と銅がそれぞれ、熱中性子ラジオグラフィとの比較及び密度の大きい試料として選ばれた。シミュレーションにより実効的な巨視的断面積は異なった特性を有していることが示唆されたが、核分裂スペクトル断面積を用いたスケーリングにより校正した実験結果は水,銅ともに測定結果とよく一致した。このことは、スケーリング法が高速中性子ラジオグラフィの定量測定法としてうまく適合することを示している。

Development of combined system of Monte Carlo calculation and activation calculation for evaluation of decay ray dose rate in nuclear fusion reactor

佐藤 聡; 川崎 信夫*; 久米 悦雄; 西谷 健夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.62 - 65, 2004/03

http://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/00223131.2004.10875645

DT核融合炉において、遮蔽体を貫通するダクト周囲の崩壊線線量率評価が重要課題である。崩壊線線量率を精度よく評価するには、3次元モンテカルロ計算が必要である。誘導放射能の空間分布が崩壊線輸送計算には必要であり、それらはACT-4やCINAC等の放射化計算コードを用いて中性子束分布から得られる。本研究では、モンテカルロ計算コードMCNPと放射化計算コードを結合し、崩壊線線量率を評価するための系統的な計算システムを開発した。本システムでは、連続する3つの計算(モンテカルロ中性子輸送計算,放射化計算,モンテカルロ崩壊線輸送計算)が系統的に行われる。本計算システムを検証するために、原研FNSを用いて森本らによって行われた崩壊線線量率実験の測定結果と、計算値を比較した。本計算システムによって得られた結果は、測定結果と実験誤差(10%)の範囲内でよく一致している。本計算システムによって、核融合炉の崩壊線線量率を高精度で評価可能であることが実証できた。また計算時間の飛躍的な短縮を計るため、発生線源へのバイアス化システムを開発し、本システムに組み込んでいる。単純な体系でのテスト計算の結果、2桁以上計算時間が短縮でき、開発したシステムの有効性を実証した。