地震PSA用のヒューマンエラーのモデル化の試み

横林 正雄; 及川 哲邦; 村松 健

日本原子力学会和文論文誌, 1(1), p.95 - 105, 2002/03

https://doi.org/10.3327/taesj2002.1.95

原子力発電所の地震に対する確率論的安全評価(PSA)で使用するために、運転員のヒューマンエラー確率(HEP)モデルとその適用例を報告する。このモデルでは、運転員のストレスや地震動レベルの影響を考慮して、HEPは、地震動がないときは内的事象と同じとし、地震動レベルの増加に伴って線形に増加し、ある地震動レベル以降は一定とするリミテッドランプモデルで表した。適用例として、外部電源喪失による事故シーケンスで必要となるさまざまな運転員操作を短期と中長期に分けて、関連する振動台実験の調査結果や既存の人間信頼性解析手法を用いて、各操作のHEPモデルのパラメータを決定し、地震時のヒューマンエラーが炉心損傷頻度に及ぼす影響を推定した。この適用例では、ヒューマンエラーの影響は小さいとの結果が得られるとともに、ここに示すモデル化手法は、地震時のさまざまな運転操作の重要性を分析するうえで有用であることが示唆された。

ニアフィールド水理/核種移行評価モデルの信頼性評価に関する研究; 概要版

野邊 潤*; 松本 昌昭*; 長坂 和佳*; 丸山 健太郎*

JNC TJ8400 2000-005, 71 Pages, 2000/05

JNC-TJ8400-2000-005.pdf:4.0MB

本研究では、昨年度までに構築した連続体モデルによるニアフィールド多孔質岩盤中の水理/核種移行評価手法を用いて、地下水流動を特徴付けるパラメータを変化させた場合の解析を行うと共に、手法の拡張性を考慮した信頼性評価を行った。具体的には下記の項目を行った。・三次元飽和・不飽和浸透流解析から一次元核種移行解析までの一連の解析手法を用いて、第二次取りまとめに即したパラメータ設定による解析、および入力フラックスの変化に伴う影響評価を行った。・一次元核種移行解析コード「MATRICS」における、逆ラプラス変換手法の違いによる適用性把握を行った。・多要素版MATRICS(以下、m-MATRICSとする)を用いて核種移行解析を行い、従来のMATRICSによる解析結果と比較し、不均質場における核種移行計算へのm-MATRICSの適用性の検討を行った。・三次元飽和・不飽和浸透流解析から一次元核種移行解析までの一連の解析手順を統合化した環境の整備を行った。

地層処分システム性能評価の品質保証に関する研究(III)(研究概要)

房枝 茂樹*

JNC TJ1400 99-022, 19 Pages, 1999/02

JNC-TJ1400-99-022.pdf:1.15MB

第二次取りまとめにおける地層処分システムの性能評価では、ニアフィールド性能の定量化を大きな目標としており、ここでは、評価モデルの妥当性および性能評価用データの信頼性と品質保証が技術的課題として重要視されている。この課題を達成するためには、データ、モデルおよび解折コードという個々の品質を保証するとともに、解析作業やデータ取得作業についても十分な信頼性を持たせ、それらの品質を総合して評価結果の信頼性を保証していくことが重要である。本研究では、性能評価に係わる品質情報を総合的に管理し活用できる計算機環境を整備し、第二次取りまとめ報告書における解析結果の信頼性を示すための総合的な品質保証システムの構築を目的として以下の研究を実施した。(1)品質保証フレームワークに関する検討:MESHNOTEの信頼性確保を目的として、室内試験データや原位置データに基づく碓証解析の実施ならびに計画を実施した。また、実務に適用すべく品質保証要領書の改訂を実施した。・鉄含有ベントナイト中における拡散試験データに基づく確証解析を行い、MESHNOTEが妥当であることを確認し、知識ベースについて整理した。・解析報告書の管理に関する事項を品質保証要領書に追加した。(2)品質保証システムの構築:解析結果の信頼性の向上および品質保証プログラムの効率的な運用を目的として、解析管理システム「CAPASA」を基盤とした品質保証システムに係わる以下の拡張を実施した。・人工バリア幾何形状、ガラス溶解に係わるデータおよび被ばく線量換算係数を管理するための核種移行解析用データベースを構築した。また、これらデータを、CAPASAで利用可能とするためのインタフェースプログラムを構築した。・亀裂媒体中の核種移行解析コードTlGERおよび地球化学コードPHREEQCを、CAPASAに搭載した。また、人工バリア中の核種移行解析コードMESHNOTEの改良版を対象として、核種移行解析用データベースとのインタフェースプログラムを構築した。

人間信頼性評価のための解析支援システム使用マニュアル

横林 正雄; 田村 一雄*

JAERI-Data/Code 95-013, 99 Pages, 1995/10

JAERI-Data-Code-95-013.pdf:3.04MB

人間信頼性解析(HRA)手法は種々開発されているが、いずれもそれらを用いるためには熟練を要し実施にはイベントツリー(ET)の作成や不確定幅の計算などの煩雑さを伴う。さらにいずれの方法も単独で評価するには不十分である。そこでHRAを実用的、高率的に実施するために、HRA支援システムを開発した。本システムは詳細な評価方法としてHRA-ET/DeBDAとOATを組合わせた方式を、簡単な評価方法としてTHRPを簡略化したASEPを用い、評価目的により使い分けている。さらに評価に必要なヒューマンエラー率のデータを収納したデータベースを作成した。これらを結合して効率的なHRA解析が可能になった。本報告書では、支援システムに用いたHRA手法の概要、支援機能、使用方法等についてまとめている。

レベル1PSAプログラムパッケージ(PC版)の開発

渡邉 憲夫; 星野 学*; 田村 一雄*; 樋口 澄則*

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.159 - 164, 1993/01

原子力発電所の確率論的安全評価手法(PSA)においては、炉心損傷事故の発生頻度を評価するためにイベントツリー解析手法及びフォールトツリー解析手法が用いられている。しかしながら、イベントツリーやフォールトツリーの作成にあたっては、解析者による試行錯誤的な作業が要求され、かなりの労力を要する。この種の労力を軽減するために、パーソナルコンピュータ上で稼働するレベル1PSAプログラムパッケージPC-REFTの開発を進めている。PC-REFTは、対話形式によるイベントツリーやフォールトツリーの作成、ミニマルカットセットの導出、頂上事象の発生確率/事故シーケンスの発生頻度の点推定計算や不確実さ解析を行うためのプログラム群から構成される。本報では、PC-REFTの構成及び機能と、その使用例を紹介する。

高速炉原子力炉停止系の信頼性評価に関する研究

森山 正敏

PNC TN9410 91-286, 117 Pages, 1991/08

PNC-TN9410-91-286.pdf:9.35MB

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。

新型転換炉ふげん発電所設備機器の信頼性評価 -フォールトツリーデータベースの処理方法-

井口 幸弘

PNC TN3410 88-007, 100 Pages, 1988/04

PNC-TN3410-88-007.pdf:2.79MB

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。

Reliability analysis by decompositionand intergration method

高間 宣博*; 木下 明*; 渡邉 憲夫; 及川 哲邦; 飛岡 利明

World Congress III of Chemical Engineering, 2, p.1100 - 1103, 1986/00

原子力プラントや化学プラントにおける大規模かつ構造の複雑なシステムについて、その信頼性を効率的に評価する手法として開発した分割・協調法を紹介する。本手法の特徴は、(1)対象とするシステムをいくつかのサブシステムに分割することにより、信頼性解析のためのモデリングを独立並行して行える、(2)定性的・定量的な信頼性解析に際し、計算時間の短縮など計算コードの容量を緩和できる、(3)サブシステム間の相互作用を考慮することによりシステム全体の信頼性を評価できる、(4)システムの特徴に適合した解析手法、例えば、フォールト・ツリー解析やGO手法を併用できる、ことである。本手法を原子力発電所の複数のシステムに適用し、手法の有効性を示すと共に本手法の、原子力プラント以外への適用など応用範囲の拡大に資する。

複合ハザードを考慮した確率論的リスク評価手法の開発,4; システム信頼性解析コードSECOM2-DQFMの最近の改良

久保 光太郎*; 滝藤 聖崇; 崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健; 高田 毅士

no journal, , 

原子力施設の地震PRAや「リスク情報を活用した意思決定(RIDM)」の重要性が注目されている。本稿では、現在、日本原子力研究開発機構が改良を継続している地震PRAのための信頼性解析コードSECOM2(Seismic Core Melt Frequency Evaluation Code, Version 2)-DQFM(Direct Quantification of Fault Tree Using the Monte Carlo Simulation)のRIDMの利用を見据えた近年及び今後の改良に向けた検討の状況について報告する。具体的には、(1)当該コード内に実装されているモンテカルロ法に基づくフォールトツリー定量化手法に係る高速化のためのアルゴリズム改良及び並列化の検討、(2)定量化結果の確認のための表示機能等の追加、(3)機器の損傷相関の取り扱いに関する検討について、代表的な沸騰水型原子炉の地震時PRAへの適用例などを用いて報告する。これらの改良によって、SECOM2-DQFMのユーザビリティが向上し、当該コードのRIDMにおける活用が期待される。加えて、当該コードの複合ハザードを考慮したリスク評価への適用性の向上も見込まれる。