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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。
not registered
PNC TJ1612 98-001, 77 Pages, 1998/03
HAZOPは定性的な安全評価手法の1つであり、その有用性は広く知られている。この方法は様々な分野の専門家により構成されるグループが、ブレーンストーミング形式により組織的に解析を進める手法であり、解析における見落としが少なく、確実な解析結果が期待できる。フォールトツリー解析(FTA)は定性的、定量的に安全性を評価できる手法であり、航空、宇宙産業から原子炉の信頼性、安全工学などに適用されている。しかし、FTAで困難な問題は、いかにしてフォールトツリー(FT)を生成するかという点である。HAZOP、FTAともに安全評価手法としての有用性は認められているが、安全評価には多くの時間と労力が必要であり、計算機によるHAZOP支援支援システムやFT自動生成システムが提案されている。昨年度研究報告書では、解析対象プロセスをメインプロセス部(配管系を中心とした部位)と周辺部(制御回路部、補助装置)に分類し、モデル化することで変数の分類を行った。これによりHAZOPによる解析を配管から電気、空気配管などを含む周辺装置部まで拡張した。この解析結果とHAZOP支援システム(三菱総合研究所が開発したもの)による解析を組み合わせることにより全体の解析を行った。また、HAZOPの解析結果をFTに変換することにより、定性的な解析を定量的な解析へと応用可能とした。本研究では、ユニットの入出力変数の状態に着目して対象プロセスをモデル化し、プラントを構成する各要素の入出力変数の状態と内部事象及び外部事象の関係をデシジョンテーブルにより表現する。このデシジョンテーブルにより整理された情報を基に、HAZOP及びFT生成を行う手法を提案する。デシジョンテーブルの情報を知識ベースとして計算機に格納し、HAZOP及びFT生成を行う解析システムを構築した。この解析システムを高レベル廃液貯槽冷却システム等の安全評価に適用し、有用性を示す。
野村 靖; 内藤 俶孝
Nuclear Technology, 121(1), p.3 - 12, 1998/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)典型的な再処理施設としてドイツのプラントモデルに対して、第一分離サイクルの抽出プロセスに用いられるパルスカラムのプルトニウム蓄積による臨界事故を取り上げ、事故シナリオの同定、信頼性データの導入、フォールトツリーの構築及び解析を行ったので、その結果を報告する。パルスカラムへのスクラブ供給液中の酸濃度低下を起因事象とし、プルトニウム蓄積の検出失敗が重なることにより臨界事故発生に至る頻度を算出し、それに寄与する機器故障の種類を同定して、システム信頼性向上が図れるための設計改善策を示した。
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。
野村 靖
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(8), p.813 - 823, 1992/08
典型的な再処理施設をモデルにした高レベル廃液(HALW)貯蓄タンクにおける冷却能喪失事故に関する、事故シナリオの同定、フォールトツリー構築、及び解析の実施についてその結果を述べる。またモデル設計の変更によりシステムの信頼性が改善されることを考察した。モデルプラント・データ、基礎的な故障率データ、フォールトツリー解析コードFTLは、ドイツのNUKEM社から導入した。原研では、徹底的な検討・再評価の後、日本の施設に応用できるようにこれらを改良した。フォールトツリーを構築するため、一般に、また統一的に用いることのできる方法により、シナリオを見落としを防ぐようにし、全部で10個の考え得る事故シナリオを同定し、解析した結果、発生頻度の総和として90%信頼度で区間推定すると上記のドイツのモデルプラントについて(1.1~5.8)
10
/年が得られた。
渡邉 憲夫; 清田 三紀雄*
JAERI-M 92-089, 49 Pages, 1992/06
フォールトツリーからミニマルカットセット(MCS)を導出し、頂上事象の発生確率を計算するための計算コードCUT-TDを開発した。本コードでは、従来のトップダウン法を改良し計算の効率化を図っている。CUT-TDコードの処理方法における特徴は次の通りである。(1)同一タイプのゲートが連続したレベルで存在する場合にはその全体を1つのゲートにまとめる。(2)独立サブツリーを認識しそれぞれに対するMCSを求める。(3)中間事象に対するカットセットを結合し頂上事象に対するMCSを求める。(4)カットセットの次数及び生起確率の打切り条件を指定することでMCSの数を減らす。(5)展開を必要としないゲートを指定することでMCSの数を少なくする。(6)リスタート機能により途中結果を用いて計算を実行することができる。本報は、CUT-TDコードの使用手引としてまとめたものである。
渡邉 憲夫; 近藤 雅明; 阿部 清治
Use of Probabilistic Safety Assessment for Operational Safety:PSA 91, p.61 - 72, 1992/00
当研究室では、フォールトツリー解析に関するベンチマーク試験を実施している。本試験の目的は、複数の解析者によるフォールトツリー構造上の相違及び機器故障率データの違いによる解析結果への影響を分析し、フォールトツリー解析の標準的な方法を検討することである。本試験は、解析者独自の前提条件に基づくフォールトツリー解析(フェーズI)、共通の前提条件に基づくフォールトツリー解析(フェーズII)及び共通のフォールトツリーに基づく定量評価(フェーズIII)から成る。これまでに、フェーズI及びIIについての解析結果を相互に比較・分析した。各フェーズとも解析対象システムの機能喪失確率は10
~10
の間にばらついている。フェーズIIでは、主要な前提条件を共通にして解析を行ったにも拘らず、フェーズIと同程度のバラツキが見られたが、その主たる要因は機器故障率データの違いによるものと考えられる。
野村 靖
JAERI-M 91-160, 176 Pages, 1991/10
再処理施設の高レベル廃液タンクの冷却能喪失事故を取り上げ、事故シナリオの想定、フォールトツリーの構築、及びその解析を行い、事故発生確率を評価した。解析に用いたモデルプラント、故障率などの基礎データ、解析コードFTLは、ドイツのNUKEM社から導入した。本報告では、これらのデータ・解析コードを用い、フォールトツリー解析を行った結果について、モデルプラントの説明、解析方法と共に述べ、この種の解析を行ううえで必要な考え方、注意事項を示した。また、フォールトツリー解析結果による事故発生確率の評価を行い、システム信頼性向上のためのひとつの設計改良案を示すと共に、この種の事故が設計基準事象として、選定されるための要件すなわち、発生頻度及び事故影響の大きさを考察した。
森山 正敏
PNC TN9410 91-286, 117 Pages, 1991/08
大型炉プラントの原子炉停止系について従来型の設計を行い、フォールトツリー解析によりアンアベイラビリティ評価を行った。安全保護系の論理回路の信頼性は相対的に高く、アンアベイラビリティへの寄与因子は検出系の多重故障、制御棒のデラッチ失敗又は噛み込みのような挿入失敗が相対的に大きい。この従来型原子炉停止系に自己作動型の制御棒切り離し機構を導入した。LOF事象時の熱流力特性を熱流動解析コード(SSC-L及びAQUA)を用いて解析し、自己作動型の制御棒切り離し機構の設計上の要求条件を検討した。さらに、GENERIC CAUSE APPROACHを用いた共通原因故障解析を行い、共通原因故障の定性的評価を試みた。自己作動型の制御棒切り離し機構は、後備炉停止系の安全保護系を多様化するものであり、仮に従来型の原子炉停止系が作動しないとしたLOF型の特定の事象に対して作動が期待されるものである。この機構を設けることにより、そのような事象に対して共通原因故障の要因の減少を図ることができる。
野村 靖
Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities, p.414 - 426, 1991/00
再処理施設の高レベル廃液タンクの冷却能喪失事故を取り上げ、事故シナリオの想定、フォールトツリーの構築及びその解析を通して、従来この種の解析で問題となる「シナリオの紛失」、「混同したシナリオ」を除くことのできるひとつの方法を示した。解析に用いたモデルプラントの故障率などの基礎データ及び解析コードFTLは、ドイツのNUKEM社から導入したものである。また、モデルプラントについて想定される事故シナリオに対するフォールトツリー解析結果による事故発生確率を評価し、システム信頼性向上のためのひとつの設計改良案を示すと共に、高レベル廃液タンク冷却能喪失事故が設計基準事象として選定されるための要件、すなわち事故発生頻度及び事故影響の大きさについて考察した。
井口 幸弘
PNC TN3410 88-007, 100 Pages, 1988/04
新型転換炉ふげん発電所では、昭和60年度より、プラントの効果的な信頼性向上をはかるため、ふげんの運転・保守経験、保守管理システムによる蓄積データ及び軽水炉、火力等の先行炉のデータを使用し、信頼性解析で一般に用いられているフォールトツリー解析(FTA)の手法により、プラント停止確率に占める各設備機器の重要度分類を行ってきた。昭和62年度においては、フォールトツリーの完成度を高めるとともに、フォールトツリー計算機への入力を実施した。これに伴い、全フォールトツリーのコード化、故障データの整理等を行い、また、将来の高度な解析を目指して、影響度や、故障発見確率等の新しいデータの収集も行い、これも計算機に入力した。また、ふげんの運転管理用計算機で、フォールトツリーの解析を行うため、動燃の所有しているSETSコード、FTDコードを導入し実際の解析に使用した。SETSコードを用いるためには、ふげん発電所のフォールトツリーデータベースをSETS形式に変換する必要があるため、この目的の前処理プログラムを作成した。作成した前処理プログラムは、ふげんフォールトツリーの特殊性、即ち、同様の機器が多数存在し、1 OUT OF 2 TWICE等の論理構成をしているという構造を、簡単に扱うことができるものである。また、FTDについては、英数字しか扱えなかった事象名を、日本語も扱えるように改造し、ふげんのフォールトツリーデータベースに対応できるものとした。今後、このコード群については、昭和63年度に開発を予定している「保守支援システム(AMIS)」で利用し、発展させていく予定である。
