Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
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.
鈴木 光弘
JAERI-Review 2004-013, 123 Pages, 2004/05
JAERI-Review-2004-013.pdf:6.62MB
本報告は、OECD各国におけるシビアアクシデントの対応策や研究成果を総括した最新の報告書をOECD/NEAの許可を得て訳し紹介するものである。国によって対応策や考え方,規制との関係等に違いはあるが、基本となるシビアアクシデント防止手順と影響緩和策には共通する部分が多いことが示されており、水炉の対応策が中心となっている。第2章にはシビアアクシデント発生の指標や重要な意志決定事項である損傷炉心への注水操作,原子炉冷却系の減圧操作及び格納容器に関する対応策等がまとめられている。第3章には各国の対応策の現況について概説し、その詳細は付録Aとその一覧表に示されている。また、各国の事故対応組織の特徴や、対応策と研究に関する今後の課題等もまとめられており、我が国原子力発電所の事故対応策や研究の進展に有用な資料と考えるものである。
杉本 純
Heat and Mass Transfer in Severe Nuclear Reactor Accidents, 0, p.462 - 477, 1996/00
日本におけるシビアアクシデント研究はTMI-2事故を契機に開始され、チェルノブイル事故によりさらに加速された。シビアアクシデント研究では、安全余裕の確認、リスクの定量化、及びアクシデントマネージメントの有効性評価を目的としている。原研では、炉心損傷進展、FP挙動、格納容器挙動、及びアクシデントマネージメントに関する巾広い実験と解析を実施している。原子力機構では、シビアアクシデント時の影響緩和に関連した格納容器健全性とPSAに関する研究を実施している。さらに産業界においても、アクシデントマネージメントの有効性に関する実験及び解析を実施している。本報告では、これら日本のシビアアクシデント研究について、現象論的に不確実性の大きい課題を中心に現状を紹介している。
Rodriguez, D.
no journal, ,
保障措置検認においては技術の改良に伴い、特に、新しいNDA技術では測定の不確かさ(誤差)については正確に評価・申告することが必要である。我々が開発している遅発
線分光においては、(核分裂性核種比分析用)逆モンテ・カルロ法を使うこととしている。この方法は、測定データ(線スペクトル)の再現分析モンテ・カルロスペクトルを詳細に評価することで系統誤差を決定することができる。このワークショップでは、その予備的な結果を報告する。
