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鈴木 和彦*; 島田 行恭*
JNC TJ8400 2000-052, 136 Pages, 2000/02
JNC-TJ8400-2000-052.pdf:4.16MB
HAZOP(Hazard and Operability Study)は多くのプラント、プロセスの安全評価に利用され、その有用性が認められている。しかし、解析には多くの時間と労力を要するという問題があり、計算機により自動化する研究が行われている。昨年度研究報告書では、プラント構成要素の異常の因果関係を記述するための要素異常基本モデルを提案し、異常伝播構造の情報を考慮に入れた安全評価支援システムを開発した。システムの開発にはGUI(Graphical User Interface)に優れたオブジェクト指向開発ツールであるG2を用いた。このシステムを高放射性廃液濃縮工程の安全評価に適用し、有用性を示した。本研究では、より詳細な解析結果を得られるようにするために、HAZOP解析システムの解析能力を向上させることを目的とする。昨年度提案した要素異常基本モデルを利用し、プラント構成要素単位の異常伝播とプラント規模の異常伝播を考慮したHAZOP解析を行う。さらに、複数の物質を処理する装置を対象とした影響解析、原因解析を詳細に行うことのできるHAZOP解析システムを構築する。知識ベースに物質情報を新たに加え、複数の物質に対するHAZOP解析を行うことで、様々なプラントを解析することが可能となる。本研究で提案したHAZOP解析システムを用いて、再処理プラントの高放射性廃液濃縮工程を対象とした安全評価を実施し、その有用性を示す。
狩野 元信; 都所 昭雄; 石黒 信治; 照井 新之助; 松井 典夫; 川野辺 俊夫; 菊池 明夫
JNC TN8520 99-002, 56 Pages, 1999/04
本保守計画書は、平成10年11月6日に発生した高レベル放射性物質研究施設(CPF)のの非常用発電設備におけるトラブルを教訓とし、トラブルの再発防止と非常用発電設備の信頼性の維持、向上を目的として、建設工務管理部内にワーキンググループを設置し、従来の点検要領を全面的に見直し、新たに「非常用発電設備保守計画書」として作成したものである。
Yang Jin An*; 三原 隆嗣
JNC TN9400 99-013, 89 Pages, 1998/12
成功基準が時間と共に変化するシステムの信頼度をより現実的に評価することを目的として、使命時間を複数のフェイズに分割して評価を行うフェイズドミッション解析コード:PHAMMONの開発を行っている。大規模なシステムモデルにも適用可能とするためモンテカルロ法を採用しており、既に強制遷移法と故障バイアス法という2種類の分散低減法を取り入れている。しかしながら、評価対象によってはこれらの方法のみでは分散低減の度合が不十分な場合もあり、本研究ではさらなる改良を目的として、頂上事象成立バイアス法を適用した計算アルゴリズムの改良を行った。頂上事象成立バイアス法では、任意のシステム状態から各々のカットセット成立状態までの遷移の起こりやすさを指標化した「遷移距離」を計算し、機器の運転成功から故障状態への状態遷移のサンプリングを「遷移距離」の最も短いカットセット成立に向けてバイアス(偏向)させることにより、カットセットが成立する有効ヒストリーをより効率的に発生させようとするものである。上述の頂上事象成立バイアス法をPHAMMONコードに導入し、大型高速増殖炉モデルプラントの崩壊熱除去系を評価例として適用計算を実施した。その結果、本方法はモンテカルロ法による出力結果の分散をさらに低減する上で有効であるとの結論を得た。
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。
not registered
PNC TJ1545 93-002, 89 Pages, 1993/03
原子力施設で使用されている放射線管理用モニタは、その性能についてJIS規格、指針等により製作および形式検査を主眼に置いて定められているが、使用者がその後の性能を維持する上での規格等は、あまり見当たらない。従来より各使用者においては、各々独自にモニタの保守・校正を行ってはいるが、その考え方や方法は統一化されたものではない。また、近年モニタのCPU化等に伴い、保守・校正の多様化も進んでいる。この状況を踏まえて、放射線管理用モニタのうち、環境監視モニタとしてのモニタリングステーション、モニタリングポストを対象に、使用期間中の品質保証のあり方、とくに使用者が実施する保守・校正の頻度、方法等について検討した。