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木下 貴博*; 岡村 茂樹*; 西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一; 二神 敏; 深沢 剛司*
Transactions of the 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 7 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR)で、原子炉容器のような重要な機器の地震評価は、地震リスク評価(S-PRA)において、原子炉容器のような重要な機器の破損を評価できる評価方法は必要である。疲労破損と機器に累積した振動エネルギーの関係は、過去の研究において確かめられている。また、振動エネルギーによる破損評価は検討されている。本研究では、地震時に機器に累積する振動エネルギーを評価した破損確率評価手法を開発する。
山野 秀将; 西田 明美; 崔 炳賢; 高田 毅士*
Transactions of the 25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-25) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2019/08
本研究の目的は、原子力発電所に非常に重要なクリフエッジ効果の評価である。本研究では、地震応答解析で得た免振装置有/無の原子炉建屋の応答波形を用い、失敗確率(脆弱性)評価を通して2種類の原子炉容器壁(薄肉及び厚肉)の地震安全余裕を評価した。免震技術が施された建屋の地震応答は、非免震建屋に比べると、大幅に減少(約2倍)されることがフラジリティ解析により示された。機器の応答係数の不確かさに焦点を当てると、応答係数0.5
2.0を考慮しても、免震プラントは非免震プラントよりも非常に大きな地震余裕がある。本研究では、クリフエッジを回避するには免震技術が効果的であると結論付けた。
及川 哲邦; 村松 健; 笠原 健夫*; 川又 和彦*; 諸田 秀嗣*
Proceedings of 5th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM-5), p.2119 - 2125, 2000/00
原研では、地震リスクマネジメント策の1つとして、地震に対する確率論的安全評価(PSA)から得られる結果や知見を利用した地震条件下での原子力発電所の運転員を支援するシステムの概念について検討している。大地震時には、複数の起因事象や緩和系機器の損傷の同時発生等の異常な状況が発生し、運転員は、高いストレス条件にさらされる可能性がある。地震時運転員支援システムでは、気象庁からの地震に関する情報やプラントで発生した状況等を集約表示して、プラント状態の診断を支援するとともに、地震PSAの結果等を用いて優先順位付けした安全停止パスに基づく停止操作に関するガイド等を表示することにより、プラントの安全停止をより確実にするものである。本論文では、これまで実施してきた安全停止パスの優先順位付けの考え方と集約表示すべき情報とその表示法についての検討結果について紹介する。
リスク評価解析研究室
JAERI-Research 99-035, 314 Pages, 1999/05
JAERI-Research-99-035.pdf:14.99MB
本報告書は、原研で開発してきた地震に対する原子力発電所の炉心損傷頻度を評価するための確率論的安全評価(PSA)手法と軽水炉モデルプラントに適用した成果をまとめたものである。原研の地震PSA手法は、我が国の地震に関する豊富な情報の活用、応答評価の精度向上、耐震実証試験を利用した機器耐力の設定、相関性を考慮するための新たな手法の開発等の特徴がある。BWRプラントに適用した結果、炉心損傷頻度は内的事象に比べ大きくなったものの、評価精度の向上による低減の見通しと、起因事象としては外部電源喪失が、事故シーケンスとしては崩壊熱除去失敗及び全交流電源喪失シーケンスが支配的なこと、機器損傷の相関性が炉心損傷頻度に及ぼす影響は米国の先行研究で指摘されたほど大きくはないことなど、多くの知見が得られ、原研の地震PSA手法の有用性が確認された。
蛯沢 勝三; 柴田 勝之; 村松 健; 梅本 通孝
地球惑星科学関連学会1998年合同大会予稿集, p.22 - 23, 1998/00
原研では、耐震安全・防災フロンティア研究として、原子力施設の耐震安全に係わる地震リスク評価及び機器免震研究と地震防災に係わるリアルタイム地震防災及び緊急時情報伝達法研究を進めている。前者では、PSA手法を用い原子力発電所の地震リスクを評価すると共に、機器免震有効性評価コードを開発し、地震リスク上の重要機器を免震化した場合のリスク低減効果を評価する。後者では、地震計データを利用し、震源情報や都市・産業施設立地地域での地震動情報を迅速に提供する地震情報緊急伝達システムを開発する。また、災害対策に係わる機関・組織間の情報伝達・住民反応を模擬する計算モデルを開発する。
村松 健
Proc. of 10th Sino-Jananese Seminar on Nuclear Safety, 0, p.1.3.1 - 1.3.16, 1995/00
原研では、原子力発電所の地震起因事象に関する確率論的安全評価(地震PSA)手法の開発を進めている。この手法の概要と近年の研究成果を報告する。原研の手法は、地震危険度の評価、建家や機器の現実的応答の評価、建家や機器の損傷確率の評価、炉心損傷頻度の評価の4つのプロセスに分けられる。このうち地震危険度の評価については、地震危険度評価コードSHEATを含む一連の手法を整備し、現在は、精度向上を目指して、断層モデルに基づく機構論的な地震動予測式の開発を進めている。現実的応答の評価では従来の応答係数法に対し非線形性の効果を考慮する改良を行っている。損傷確率の評価に関しては、国内の振動試験データ等に基づいて機器の耐力評価を行った。炉心損傷頻度評価のためには、地震起因炉心損傷頻度評価用コードSECOM-2を開発し、重要度解析等の機能拡張を進めている。
近藤 雅明
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.53 - 59, 1993/01
原子力発電所の地震リスク評価では、システム信頼性解析における継電器チャタリングの取扱いが手法開発上の課題の1つとなっている。本研究では、継電器チャタリングを考慮したシステム信頼性解析モデルの作成に役立てるために、低圧炉心スプレー系(LPCS)の起動回路を例にとり、回路を構成する継電器でチャタリングが発生した場合のシステム機能への影響を個別に分析し、チャタリングがシステム機能喪失の原因となり得る継電器の同定を試みた。また、チャタリングがシステムの機能損失につながるメカニズムを明らかにし、今後の検討課題を指摘した。
斯波 正誼*; 飛岡 利明; 早田 邦久; 阿部 清治
Proc. of the 8th Pacific Basin Nuclear Conf., p.3-A-1 - 3-A-9, 1992/00
原研の原子力施設の安全研究は、「原子力施設等安全研究年次計画」に基づいて進められている。1986年度-1990年度の年次計画でも、1991年度-1995年度の年次計画でも、PSA研究とシビアアクシデント研究は特に重点を置くべき研究として指定されている。本報では両研究の現状を紹介する。PSA研究では、信頼性解析、炉心損傷事故解析、地震リスク解析等のための手法が既に開発されている。現在は、手法開発よりもその応用に重心が移っており、様々なスコープのPSAが実施されている。シビアアクシデント研究では、燃料損傷、溶融進展、核分裂生成物放出・移行、格納容器等の健全性等に関し、現象の理解を深めるための実験が実施されている。また、計算コードの開発や性能評価もなされている。
蛯沢 勝三; 高荷 道雄*; 田中 歳明*; 阿部 清治
土木学会論文集, 0(437), p.143 - 152, 1991/10
日本原子力研究所では、原子力発電所の地震リスク評価を行うための一環として地震危険度評価を行ってきた。これまで、地震危険度計算コードSHEATを開発するとともに、多くの発電所サイトに適用し得る地震危険度評価手順を確率した。この手順を敦賀、東海・浜岡の3サイトに適用した場合の感度解析を行なったところ、地震危険などに不確実さをもたらす重要な因子とその影響の大きさ及び3サイトの地震危険度の特徴がわかった。
千草 剛*; 及川 哲邦; 田中 歳明*; 阿部 清治
IAE-R-8807, p.89 - 95, 1988/00
リスク評価解析研究室では、原子力発電所の地震リスク評価のために、必要なコードの開発とデータ整備を行ってきた。これらのコードとデータを用いて、一貫した解析が行なえることも確認した。ただし、これまでに集めたデータは、日本のプラントに対して米国の機器の耐力データを用いる等、整合性は十分でなく、重要なデータを日本の実情に合わせたり、評価手法の改良を図る必要がある。そこで、地震時の事故シーケンスの発生頻度に大きな影響を与える因子は何か、調べることを目的とする感度解析を行なった。重要な結果として次の様なことが明らかになった。事故シーケンスの発生頻度は、応答係数(全機器の現実応答評価に共通して用いられる)と、耐力中央値(起因事象を引き起こす機器の、あるいは事故シーケンスの発生確率を支配する機器の)とに支配され、大きく変化する。
阿部 清治; 田中 歳明*; 蛯沢 勝三; 及川 哲邦; 千草 剛*
Proc. Int. ENS/ANS Conf. on Thermal Reactor Safety, Vol. 2, p.69-1 - 69-10, 1988/00
原子力発電所の地震リスク評価は、(1)地震危険度評価(2)建屋・機器の応答評価(3)損傷確率評価(4)地震時システム信頼性評価の4つのタスクの順に行なわれる。本報告では(1)から(4)についての開発概要を述べるとともに開発した手法を用いての一貫結果について紹介する。
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。
