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佐藤 博之; 大橋 弘史
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
高温ガス炉コジェネレーションプラントの水素製造施設における有毒ガス漏えい事故に対する確率論的リスク評価手法開発を目的として、(1)不確実さ因子の摘出、(2)変動パラメータの同定、(3)変動パラメータの不確実さ摘出、(4)感度解析結果や専門家意見を活用した重要因子の選定、(5)不確実さ伝播解析、(6)不確実さ評価結果の分析の6つの手順から構成する制御室居住性に関する不確実さ評価手法を提案した。また、本手法を、HTTRに接続した熱化学法ISプロセスによる水素製造施設に適用し、不確実さの定量化が可能であることを確認した。
渡辺 裕一*; 村松 健; 及川 哲邦
Nuclear Engineering and Design, 235(23), p.2495 - 2512, 2005/12
被引用回数：2 パーセンタイル：17.6(Nuclear Science & Technology)原子炉の地震起因事象の確率論的安全評価(地震PSA)に資するため、我が国のBWR残留熱除去系用の複数の支持枠付縦置U字管型熱交換器の地震時耐力を評価した。耐力中央値は4個の熱交換器から選定した代表例について詳細モデルによる時刻歴応答解析を行って評価し、知識不足による不確実さに関する対数標準偏差(LSD)は、応答への影響の大きいアンカーボルトの直径,熱交換器重量,熱交換器重心位置の3つのパラメータのばらつきを考慮して評価した。対象とした熱交換器の支配的損傷モードは支持脚アンカーボルトの主として剪断力による損傷であった。設置床での最大床応答加速度で表した耐力中央値は4,180Gal(4.3g)、ランダム性による不確実さに対応するLSDは物性値のばらつきにより0.11、知識不足による不確実さに対するLSDはばらつき要因として考慮する設計変数の範囲に応じて0.21から0.53となった。
Csの外部被ばく線量評価パラメータの土質による差異に関する検討高橋 知之*; 本間 俊充
保健物理, 36(2), p.111 - 121, 2001/06
地表面沈着したCsからの外部被曝は原子力施設の事故時の重要な被曝経路の一つである。この経路の線量評価では、セシウムの地表面からの減衰を表すのに、2成分の指数関数モデルが用いられ、各減衰成分の割合が重要なパラメータとなる。この研究では、チェルノブイリ発電所周辺の土壌表面におけるCsの濃度のモニタリングデータを用いて、土質ごとに減衰成分の割合の確率密度分布を検討した。その結果、土質によってこの減衰成分の割合が異なり、積算線量に大きな影響を及ぼすこと、線量評価の不確実さを低減するうえでは、土質ごとにパラメータを設定することが重要であることが明らかとなった。
及川 哲邦; 近藤 雅明; 渡辺 裕一*; 白石 巌*; 廣瀬 次郎*; 村松 健
Proc. of Int. Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment (PSA'99), 1, p.77 - 84, 1999/00
本論文では、原研で実施したBWRモデルプラントの地震時確率論的安全評価(PSA)の結果と知見をまとめている。起因事象では外部電源喪失が、事故シーケンスとしては崩壊熱除去機能喪失及び全交流電源喪失シーケンスが、システムとしては非常機器冷却系のようなサポート系の喪失が支配的であるとの結果となった。また原研で新たに開発した手法により相関性が炉心損傷頻度(CDF)に及ぼす影響を検討した結果、米国の先行研究で指摘されている程には大きくない可能性が示唆された。原研の地震PSA手法はリスク上重要な因子の理解に有効であること、しかしCDFの絶対値を意思決定に使用するには、さらなるデータの改善が必要なこと等が知見として得られた。さらに、新たに提案した重要度指標による解析等によれば、地震危険度の不確実さが重要度評価に及ぼす影響は小さく、リスク上重要な因子の摘出が可能との方向性が示された。
及川 哲邦; 近藤 雅明; 水野 義信*; 渡辺 裕一*; 福岡 博*; 村松 健
Reliab. Eng. Syst. Saf., 62(3), p.251 - 271, 1998/00
被引用回数：11 パーセンタイル：51.2(Engineering, Industrial)原研で開発している地震PSAのためのシステム信頼性解析コード、SECOM-2では、地震時の機器損傷確率の計算、ミニマルカットセット(MCS)の導出、システムの条件付故障確率の計算、地震ハザードを組み合わせた事故シーケンスの発生頻度や炉心損傷頻度の計算、感度解析、様々な指標を用いた重要度評価、不確実さ解析等を行う機能がある。まず、原研では地震下における炉心損傷事故のモデルとして、全ての起因事象による炉心損傷を1つのシステムモデルで表した総合フォールトツリー(FT)を用いている。このような総合FTを用いることにより、システム機能喪失、炉心損傷等の条件付き確率の点推定値曲線を地震動レベルの関数として求めることができる。ここで、点推定の計算には、厳密解が得られるBAM法を採用している。また、地震PSAで重要とされている、機器損傷の相関の取り扱い方法として、新たにモンテカルロ法に基づいた解析機能を組み込んでいるため、MCS間の機器損傷の相関を考慮できる他、従来のMCS法で採用されている上限近似を行うことなく、厳密解に近い計算結果を得ることができる。
村松 健; 氷見 正司*; 天笠 克広*
20th CNS Nuclear Simulation Symposium, p.1 - 10, 1997/00
近年、確率論的安全評価(PSA)手法を原子力発電所の運転管理や規制上の意思決定に役立てる試みが各国でなされている。現実の意思決定には不確実さの把握が重要であるが、PSAの不確実さの評価手法は、不確実さの定義を含めて十分には確立されていないのが現状である。本研究では、原研で開発された内的事象に関するレベル2PSA手法を基礎として、その手法で得られるソースターム超過頻度曲線(ソースタームで表現されたリスク曲線)の不確実さを評価する手法とそのための計算手法を提案している。その手法の特徴は、不確実さ因子について、従来地震のPSA以外の分野では区別されていなかった知識不足によるもの(epistemic uncertainty)と現象の不規則さによるもの(aleatory uncertainty)を区別して扱うことにより、不確実さの要因をより明確にし、不確実さの低減に役立てることができることである。
阿部 清治; 村松 健
Transactions of the 13th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT),Vol. 4, 0, p.647 - 652, 1995/00
PSAは安全関連因子を系統的に結合化する手法であり、より多くの因子を同時に考慮に入れればより良い意思決定ができるとの信念に基づいている。このため、PSAはその本来の性質として、対象範囲を広げようとする傾向がある。しかしながら、対象範囲が広がる程、より不確実な因子を考慮に入れねばならず、結果の不確実さが大きくなる。不確実さが大きくなり過ぎるとPSAの結果は使いにくくなるため、それによってPSAの対象範囲も制限される。そうすれば、当然、PSA結果の利用範囲も制限される。即ち、PSAの限界とは、主として、不確実さと対象範囲であり、PSAの利用でもそうした限界を考慮に入れる必要がある。日本の例として、個別プラントのPSA(IPE)を行ってそれに基づいてアクシデントマネジメントの装備計画を作成したが、そこでもこうしたPSAの限界についての考慮が払われた。
阿部 清治; 杉本 純; 梶本 光廣*
Reliab. Eng. Syst. Saf., 45, p.3 - 17, 1994/00
被引用回数：1 パーセンタイル：25.79(Engineering, Industrial)PSAを事故マネジメント等の安全上の問題に用いる時は、結果の不確実さについて十分理解することが必要である。レベル2PSAについては未だに大きな不確実さがあるので、本報ではシビアアクシデント時の諸現象に係わる不確実さとそれが事故の進展やソースタームに及ぼす影響について要約する。対象とした現象は、燃料溶融の進展、原子炉冷却系内気体の自然循環、加圧器でのプールスクラビング、FPの再蒸発、蒸気爆発、格納容器直接加熱、融体-水反応、融体-コンクリート反応、水素燃焼、エアロゾルの再浮遊等、多岐にわたっている。この他、モデル化過程における不完全さや簡単化がPSAの結果に及ぼす影響についても論じる。結論として、シビアアクシデントの諸現象にはなお大きな不確実さが残っているので、不確実さを小さくするための研究に併せて、不確実さのある中での意思決定手法の確立が必要である。
梶本 光廣*; 村松 健
第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.25 - 33, 1993/01
原子力発電所の確率論的安全評価(PSA)では、類似した事故シーケンスを数個のグループにまとめ、各グループを代表する事故シーケンスについて、放射性物質の環境放出量(ソースターム)を評価する。ソースタームには大きな不確実さがあり、これを低減することが課題の1つになっている。本報では、不確実さの要因を、1)事故シーケンスをグループ化することによって生じる不確実さ、2)物理現象のモデル化に伴う不確実さに分けて検討した。前者については原研で実施したBWRの51の事故シーケンスの解析結果から、事故シーケンスの不確実さが1桁程度より大きくなるであろうことを示した。後者については、現在なお残っている不確実さ要因をまとめると共に、原研で実施した感度解析、実験解析、ソースターム解析コードの比較解析等から得られた知見を整理した。
飯島 俊吾*; 片倉 純一
JAERI-M 90-197, 87 Pages, 1990/11
FP崩壊熱総和計算値の不確かさを計算するマイクロコンピュータ用BASICプログラムSENSFP、DHCOV、COVEDITを作成した。SENSFPプログラムは質量チェインごとに各核種の崩壊エネルギー、核分裂収率、崩壊定数についての崩壊熱感度係数をBatemanの式に基づいて解析的方法で計算し、結果をディスケットに格納するプログラムである。計算の範囲は
U、
U、
Puについて瞬時照射および無限照射時の質量A=83-110、125-153の各質量チェインについて冷却時間1.0-10
秒間を対象としている。DHCOVでは上記の感度係数ファイルとパラメータの不確かさデータファイルから崩壊熱計算値の分散を計算する。COVEDITではDHCOVの出力ファイルを編集して、
、
、(+)崩壊熱について質量ごと、およびそれらの和の標準偏差を出力する。
石神 努; 小林 健介; 堀井 英雄*; 宮部 忠男*; 武 弘司*
JAERI-M 88-082, 72 Pages, 1988/05
本報告書は、不確実さ解析コードシステムVARSについての使用手引書である。VARSコードシステムでは、計算コードの入力データに含まれる不確実さが計算モデルを通じて伝播することによって生ずる計算結果の不確実を応答曲面法を用いて計算する。同コードシステムでは、不確実さ解析のために、(I)直交配列表に基づく計算ケースの選定、(II)分散分析、(III)重回帰分析、および(IV)重回帰式に基づくモンテカルロ計算、の解析段階を考慮しており、各段階に対する計算コードが用意されている。計算結果の不確実さは、確率密度分布および累積分布の形で表される。
崔 炳賢; 西田 明美; 高田 毅士*
no journal, ,
モデル化の違いが原子力施設の地震応答解析結果に与える影響を明らかにするため、多様な地震イベントを用いた地震応答解析が行われ、モデル化手法の差異による応答結果の不確実さを統計的に分析して得られた知見について報告する。
崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*
no journal, ,
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、原子炉建屋の地震応答解析結果におけるモデル化手法の違いによる影響を評価し、フラジリティ評価における認識論的不確実さを定量化することを目的としている。現実的な応答を得るため、まずは偶然的不確実さを有するハザード適合地震波群を入力地震動として選定し、原子炉建屋の3次元詳細モデルと質点系モデルによる地震応答解析を実施した。特に機器への入力となる床応答に着目し、両モデルの床応答の統計的分析を行った。本発表では、入力地震動およびモデル化手法の違いによる影響を調査し、得られた知見について報告する。
