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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。
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。
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。
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。
