Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
山野 秀将; 久保 重信; 菅 太郎*; 柴田 明裕*; Hourcade, E.*; Dirat, J. F.*
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 10 Pages, 2022/08
本論文では、まずコアキャッチャへの負荷に関する重要な点と共に、イベントツリー解析のアプローチとスコープを記述する。解析条件としては、コアキャッチャ負荷条件として上限ケースと保守側ケースを対象にした。イベントツリーの重要なヘッディングには重要現象が含まれ、ストロングバック設計、下部ナトリウムプレナムにおける燃料冷却材相互作用と固化,ジェットアタック,コアキャッチャ上での臨界性と冷却性とした。本論文では、高額的判断に基づく確率ランクテーブルを用いて、予備的な定量化を試行した。このイベントツリー解析により、支配的なシーケンスが同定され、コアキャッチャへの負荷と設計対策の有効性の効果を明確にした。この研究により、臨界性対策がコアキャッチャ研究に非常に重要であることが示唆された。
田村 一雄*; 入谷 佳一*
JNC TJ9440 2000-004, 22 Pages, 2000/03
JNC-TJ9440-2000-004.pdf:2.35MB
確率論的安全評価において、事故シーケンスの発生頻度を求めるために、フォールトツリー/イベントツリー手法が広く使われている。しかし、従来の手法では、運転現場において実際に運転員が対峙している事象推移をダイナミックに取り扱うことができない。そこで、FBRを対象とした、緊急時運転手順操作とプラントの間のダイナミックな相互作用を扱う動的解析プログラム(DYANA)を作成した。これまでの開発の中で基本的な解析モデルは固まりつつあるが、計算時間の短縮が課題となっている。今回作業では計算時間を短縮するためにMPIを用いてDYANAの並列化を実施し、WSクラスタ上でほぼ理想値に近い並列化性能を実現した。
日置 一雅
PNC TN9410 94-188, 160 Pages, 1994/05
平成4年度から大型高速炉プラントを対象として確立論的安全評価(PSA)を実施している。本研究の目的は、概念設計段階のプラントにPSA手法を適用し、システムモデルを作成し、これに基づく定量解析により、系統的な評価・分析を行い、プラントの信頼性・安全性の向上に有効な知見を提供し、基本設計への反映に役立てることにある。解析対象プラントは、プラント工学室が主体となって平成2年度から実施してきた「大型炉設計研究」の60万kWe級の大型高速炉とした。原子炉停止後24時間程度は水・蒸気系のみでも崩壊熱が除去できるとして評価すると、崩壊熱除去系の機能喪失確率は約2桁低減する。しかし、起因事象により水・蒸気系が使用できない場合の崩壊熱除去系の機能喪失確率に対しては、補助冷却設備(ACS)の空気冷却器のベーン・ダンパ・ナトリウム止め弁の共通要因故障が支配的となり,PLOHS発生頻度は約3分の1にしか減少しない。したがって、共通要因故障を排除することが最も重要である。空気冷却器まわりの機器を多様化し、共通要因故障を排除できたとすると、ACSに水・蒸気系が加わることにより、崩壊熱除去系の多重度が増すため、PLOHS発生頻度は水・蒸気系に期待しない場合より約2桁小さくなる。このとき、成功基準が最も厳しい原子炉停止直後の機能喪失確率が支配的となる。PLOHS発生頻度を低減するには、原子炉停止直後の崩壊熱除去系の多重度を増すことが効果的である。先行炉の評価例から、熱流力解析による最確値評価では成功基準は緩和され、原子炉停止直後からACS1ループの自然循環により崩壊熱が除去できる可能性があるという知見が得られている。この条件であればPLOHS発生頻度は約10の-7乗/炉年という十分に低いレベルになることを示した。以上のような評価作業を実施することにより、プラントの信頼性・安全性の向上に有効な知見を提供し、基本設計への反映に役立てる見通しを得た。
渡邉 憲夫; 樋口 澄則*
JAERI-M 90-193, 55 Pages, 1990/11
確率論的安全評価においては、炉心損傷あるいは格納容器破損に至る事故のシナリオを定義しその発生頻度を評価するために、イベントツリー解析が用いられている。イベントツリーの作成にあたっては、試行錯誤的な作業が必要となり多大な労力を要する。著者らは、この種の労力を軽減し効率良くイベントツリー解析を行うためのソウトウエアETAP(Event Tree Analysis Supporting Program)を開発した。ETAPは対話形式でイベントツリーの作成・修正及び定量化を行うための計算プログラムであり、パーソナルコンピュータ上で稼動する。本報は、ETAPの使用手引として、プログラム構成、使用方法等をまとめたものである。
山口 彰*; 長谷川 俊行*
PNC TN9410 88-055, 111 Pages, 1988/06
原子炉スクラムを伴う荷酷事故には、除熱失敗(PLOHS)と液位確保失敗(LORL)がある。これらの事故の進展は緩慢であるため、メンテナンス冷却系(MCS)を利用すれば炉心溶融を回避できる。本研究では、MCSによる除熱の成立性を検討し、もんじゅPRAに適用できる除熱の成功基準を求めた。そのためにMCSを起動する時のプラント応答解析を、除熱喪失場所、健全なループ数、除熱喪失時刻、MCS起動時刻をパメラータとして、SSC-Lによって実施した。解析の結果、1)崩壊熱除去系で除熱喪失する場合には、2ループ以上健全ならば炉停止直後からMCSによって崩壊熱除去が可能であること、2)2時間以上崩壊熱を除去していれば、その後に主冷却系から冷却材が全く供給されなくなったとしてもMCSのみによって除熱可能であること、3)オーバーフロー汲み上げ失敗によるLORLは、MCSによって炉心溶融を回避できること等が示された。MCS荷酷事故時に使用する場合の熱荷重による配管破損についても検討した結果、MCS配管の構造設計の安全裕度が十分にあるため、構造健全性は維持されることが示された。以上の解析結果に基づき、MCSの利用によりPLOHSとLORL時に炉心溶融を回避する成功基準と、MCSの活用を考慮した崩壊熱除去成功と原子炉容器液位確保成功のイベントツリーを提案した。