Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
二神 敏; 山野 秀将; 栗坂 健一; 氏田 博士*
Proceedings of proceedings of PSAM 2023 Topical Conference AI & Risk Analysis for Probabilistic Safety/Security Assessment & Management, 8 Pages, 2023/10
原子力発電所のPRAの効率的・効果的な社会実装を目指したイノベーションを創出するため、AI,デジタル化技術を活用して、運転時のPRAにおけるフォルトツリー(FT)作成、及び信頼性データベース構築に着目してAIツールを開発する。本報では、AIツールの開発計画とFT自動作成ツールの開発状況について報告する。
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。
Wang, Q.*; Ma, N.*; Huang, W.*; Shi, J.*; Luo, X.-T.*; 冨高 宙*; 諸岡 聡; 渡邊 誠*
Materials Research Letters (Internet), 11(9), p.742 - 748, 2023/09
Cold spray (CS) has emerged as a representative of solid-state additive manufacturing (AM) via supersonic impact. It enables a high deposition rate of solid-state microparticles. Delamination, however, tends to occur when depositing too thick; this remains to be conquered. Here, a CS-like process, warm spray (WS), was presented. Interestingly, it was found that the appropriate increase in particle temperature can effectively reduce the residual stress amplitude, relieving the concentrated tensile stress and safeguarding the additively manufactured components from interfacial delamination even when depositing too thick. The key role of temperature on delamination was identified in solid-state AM via supersonic impact.
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。
石塚 悦男; Ho, H. Q.; 北川 堪大*; 福田 理仁*; 伊藤 諒*; 根本 将矢*; 楠木 捷斗*; 野村 拓朗*; 長瀬 颯太*; 橋本 温希*; et al.
JAEA-Technology 2023-013, 19 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2023-013.pdf:1.75MB
「HTTRに関する技術開発」をテーマとした2022年度夏期休暇実習において、5つの大学から8名が参加した。参加者は、原子力電池の検討、HTTR炉心の燃焼解析、
Cf製造の検討、冷却機能喪失時の挙動解析、炉容器近傍の熱流動解析について実習した。実習後のアンケートでは、就業体験として有益であったこと、一部の学生においては自身の研究に役立ったこと、他の大学生との議論が良い経験となった等の感想があり、本実習は概ね良好な評価を得た。
久保 光太郎
Science and Technology of Nuclear Installations, 2023, p.7402217_1 - 7402217_12, 2023/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Probabilistic risk assessment (PRA) is an effective methodology that could be used to improve the safety of nuclear power plants in a reasonable manner. Dynamic PRA, as an advanced PRA allows for more realistic and detailed analyses by handling time-dependent information. However, the applications of this method to practical problems are limited because it remains in the research and development stage. This study aimed to investigate the possibility of utilizing dynamic PRA in risk-informed decision-making. Specifically, the author performed an accident sequence precursor (ASP) analysis on the failure of emergency diesel generators that occurred at Unit 1 of the Tomari Nuclear Power Plant in Japan using dynamic PRA. The results were evaluated by comparison with the results of simplified classical PRA. The findings indicated that dynamic PRA may estimate lower risks compared with those obtained from classical PRA by reasonable modeling of alternating current power recovery. The author also showed that dynamic PRA can provide detailed information that cannot be obtained with classical PRA, such as uncertainty distribution of core damage timing and importance measure considering the system failure timing.
小野田 雄一; 栗坂 健一; 山野 秀将
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05
本研究の目的は、破損拡大抑制技術を用いた超高温時における原子炉構造物のレジリエンス向上策の有効性評価手法を開発することである。まず、レジリエンスを向上させる可能性のある事故シーケンスを特定するため、日本の次世代ループ型ナトリウム冷却高速炉(SFR)を対象としてレベル1 PRA及びレベル2 PRAのイベントツリーを分析し、その特性を調査した。その結果、候補となる事故シーケンスとして除熱機能喪失事象の事故シーケンスを特定した。LOHRSに至るすべての事故シーケンスについて、レジリエンス向上策の導入前後の炉心損傷頻度の低減率を定量化することでレジリエンス向上策の有効性を評価するという方法論を考案した。次世代ループ型SFRを対象として予備評価を行い考案した方法論の適用性を確認した。これにより有効性評価の方法を開発することに成功した。今後、レジリエンス向上策の条件付成功確率の精緻化を行う予定である。
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.
山崎 泰広*; 篠宮 啓介*; 奥村 忠晴*; 鈴木 賢治*; 菖蒲 敬久; 中村 唯我*
Quantum Beam Science (Internet), 7(2), p.14_1 - 14_12, 2023/05
The suspension plasma spray (SPS) technique has attracted attention because of its various microstructures, which can be achieved by mixing submicron spray particles with a solvent to form a suspension. Thermal barrier coatings (TBCs) with a columnar structure, which might achieve high strain tolerance, can be obtained using the SPS technique. In this study, the internal stress distribution of the SPS-TBC with different columnar structures was evaluated by hybrid measurement using high-energy synchrotron X-ray diffraction analysis and laboratory low-energy X-rays. The effect of microstructure on the internal stress distribution of the SPS-TBC was discussed on the basis of the experimental results. In addition, the in-plane internal stress was decreased by decreasing the column diameter. The thin columnar microstructure of the SPS-TBC has superior strain tolerance. The internal stresses in the column of the SPS-TBC are periodic decrements caused by stress relaxation in porous layers.
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
被引用回数：5 パーセンタイル：78.52(Nuclear Science & Technology)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。
小池 朱里*; 根本 将矢*; 中島 理紗子*; 堺 公明*; 堂田 哲広; 田中 正暁
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 2 Pages, 2023/04
異常降雪時のナトリウム冷却高速炉のアクシデントマネジメントとして除雪を行った場合に、運転員による異常気象の認知の成否がプラントの安全性に与える影響を評価するため、運転員の認知確率を時間の関数としてモデル化し、プラント状態についての動的PRA解析を実施した。その結果、事象開始後、比較的早い段階での炉心損傷は、運転員の異常降雪の認知により回避されることを示した。
久保 光太郎; 田中 洋一*; 石川 淳
Proceedings of the Institution of Mechanical Engineers, Part O; Journal of Risk and Reliability, 11 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Engineering, Multidisciplinary)Nuclear power plants are critical infrastructures that provide electricity. However, accidents in nuclear power plants can cause considerable consequences such as the release of radioactive materials. Therefore, appropriately managing their risk is necessary. Various nuclear regulatory agencies employ probabilistic risk assessment (PRA) to effectively evaluate risks in nuclear power plants. Dynamic PRA has gained popularity because it allows for more realistic assessment by reducing the assumptions and engineering judgments related to time-dependent failure probability and/or human-action reliability in the conventional PRA methodology. However, removing all assumptions and engineering judgments is difficult; thus, the risk analyst, e.g., the regulator, must understand their effects on the assessment results. This study focuses on "risk dilution," which emerges from the assumptions about uncertainty. Dynamic PRA of a station blackout sequence in a boiling-water reactor was performed using the dynamic PRA tool, namely, Risk Assessment with Plant Interactive Dynamics (RAPID) and the severe-accident code Thermal-Hydraulic Analysis of Loss of Coolant, Emergency Core Cooling, and Severe Core Damage version 2 (THALES2), which altered the correlation parameters among the uncertainties of the events that occurred in sequence. The results demonstrated that the conditional core-damage probability and mean value of the core-damage time varied from 0.27 to 0.47 and from 7.1 to 8.7 h, respectively. When the dynamic PRA results are used for risk-informed decision making, the decision maker should adequately consider the effect of risk dilution.
崔 炳賢; 西田 明美; Li, Y.; 高田 毅士
Earthquake Engineering and Resilience (Internet), 1(4), p.427 - 439, 2022/12
本研究では、原子力施設の確率論的地震リスク評価の信頼性向上に資するため、原子炉建屋の地震フラジリティ評価における認識論的不確実さの定量化を目的としている。従来、原子炉建屋の地震フラジリティ評価では、簡易な質点系モデルが用いられているが、より現実的な応答との違いを把握するため、原子炉建屋の3次元詳細モデルによる地震応答解析を実施し、得られた建屋の壁および床の応答を現実的応答と仮定して、質点系モデルの認識論的不確実さとして評価を試みた。得られた認識論的不確実さ結果は、上層階程大きくなる傾向があり、重要機器が設置される地下階では、地下3階で0.1程度、地下1階で0.2
0.35程度であった。この認識論的不確実さを従来の質点系モデルに反映することにより、3次元効果を考慮したより現実的なフラジリティ評価が期待される。
孫 昊旻; Leblois, Y.*; Gelain, T.*; Porcheron, E.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1356 - 1369, 2022/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)PWRのシビアアクシデントシナリオにおいて、格納容器内エアロゾル状放射性物質の除去・保持のために、格納容器スプレイを用いることができる。そのために、高精度な除去効率の予測は安全評価上重要である。PWRの格納容器スプレイでは、84%-95%と高いスプレイカバー率が要求されるのに対して、既往研究では、そのような高いカバー率におけるエアロゾル除去実験はかなり限られている。本論文では、カバー率に着目し、スプレイによるエアロゾル除去現象の理解と除去効率評価モデル高度化のために、大型容器において実機相当のカバー率を有する体系のエアロゾル除去実験を実施し、詳細なエアロゾルと液滴特性の計測結果から除去特性を調査した。また、MELCORの除去モデルと実験結果を比較し、粒子径に対する除去効率の傾向が再現でき、大きい粒子径に対して過小評価となるものの、最小除去効率を有する小さい粒子径(
0.52
m)において良好な一致が得られることを示した。
小池 朱里*; 中島 理紗子*; 根本 将矢*; 堺 公明*; 堂田 哲広; 田中 正暁
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 4 Pages, 2022/10
地球温暖化により、今後異常降雪による降雪量が増大する可能性がある。地球温暖化が炉心損傷要因である炉心出口温度の制限温度超過確率に与える影響を評価するため、地球温暖化を考慮した降雪量のハザード曲線を作成するとともに、ナトリウム冷却高速炉を対象とした動的PRAを行った。その結果、異常降雪時の降雪量は地球温暖化により増加し、制限温度超過確率が高くなることが示された。
Zheng, X.; 玉置 等史; 高原 省五; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM16) (Internet), 10 Pages, 2022/09
Uncertainty gives rise to the risk. For nuclear power plants, probabilistic risk assessment (PRA) systematically concludes what people know to estimate the uncertainty in the form of, for example, risk triplet. Capable of developing a definite risk profile for decision-making under uncertainty, dynamic PRA widely applies explicit modeling techniques such as simulation to scenario generation as well as the estimation of likelihood/probability and consequences. When quantifying risk, however, epistemic uncertainties exist in both PRA and dynamic PRA, as a result of the lack of knowledge and model simplification. The paper aims to propose a practical approach for the treatment of uncertainty associated with dynamic PRA. The main idea is to perform the uncertainty analysis by using a two-stage nested Monte Carlo method, and to alleviate the computational burden of the nested Monte Carlo simulation, multi-fidelity models are introduced to the dynamic PRA. Multi-fidelity models include a mechanistic severe accident code MELCOR2.2 and machine learning models. A simplified station blackout (SBO) scenario was chosen as an example to show practicability of the proposed approach. As a result, while successfully calculating the probability of large early release, the analysis is also capable to provide uncertainty information in the form probability distributions. The approach can be expected to clarify questions such as how reliable are results of dynamic PRA.
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。
中島 理紗子*; 小池 朱里*; 堺 公明*; 堂田 哲広; 田中 正暁
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 6 Pages, 2022/08
ナトリウム冷却高速炉の外部ハザードに対する定量的リスク評価手法の構築の一環として、連続マルコフ過程モンテカルロ法(CMMC法)を用いた動的PRA解析を行い、地球温暖化が炉心損傷要因である制限温度超過確率に与える影響を評価した。地球温暖化に伴って、異常降雪時の降雪量が増大する可能性があることから、地球温暖化を考慮した降雪量のハザード曲線を作成した。解析の結果から、地球温暖化による降雪量の増加により、炉心制限温度を超過する可能性が高くなることが示された。
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。
崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.
Transactions of the 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 10 Pages, 2022/07
地震を起因とした確率論的リスク評価(地震PRA)手法の高度化を図るために、耐震安全上重要な建屋や機器等を対象に、現実的応答、現実的耐力及びフラジリティ評価等に関する手法整備に取り組んでいる。本研究では、入力地震動レベルに対する建屋の損傷状態の推移を把握するため、3次元詳細解析モデルを用いた複数コードによる建屋の荷重漸増解析を実施し、フラジリティ評価に資する局所損傷モードの同定に必要なデータを取得した。本論文では、荷重漸増解析を通して得られた建屋の詳細な損傷状態及び建屋終局耐力の検討結果について地震応答解析結果と比較して報告する。
