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堤 英明*; 蛯沢 勝三*; 山田 博幸*; 柴田 勝之; 藤本 滋*
日本材料学会JCOSSAR 2003論文集, p.829 - 836, 2003/11
原研では、原子力関連機器に免震技術を適用する際の有効性を確率論的手法に基づいて評価する手法について研究を実施している。本報では、炉心損傷頻度(CDF)の低減効果を設計目標として、CDFの低減に寄与する安全上重要な機器を選定して免震設計を行い、地震PSA手法を応用してその有効性を評価する手法を提案した。また、本手法及び機器免震化の有効性を検証するために、モデルプラントを想定して、外部電源喪失事象について応答係数法を用いて炉心損傷頻度(CDF)の試評価を行い、重要機器を免震化した場合の非免震プラントに対するCDFの低減効果を算定した。その結果、がい管付き起動変圧器と非常用ディーゼル発電機を免震化した場合に、炉心損傷頻度の低減効果が大きく、免震化によりこれらの機器の加速度応答が非免震機器の1/5に低減されると、1/100程度まで炉心損傷頻度が低減する可能性があることが明らかになった。さらに、非常用ディーゼル発電機について免震設計を行い、地震応答解析によって1/6程度に加速度応答を低減できることを確認した。
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
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。
横林 正雄; 近藤 雅明*
JAERI-Tech 2001-007, 90 Pages, 2001/03
JAERI-Tech-2001-007.pdf:4.02MB
原子力発電所における運転員のヒューマンエラーは、プラントの安全性に大きな影響を及ぼす可能性があることから、確率論的安全評価(PSA)においてヒューマンエラーを考慮することは重要である。原子炉の安全系に関して想定される手動操作を抽出し、HRA手法としてよく知られているASEP法により、それらのヒューマンエラー確率(HEP)を定量化した。この定量化にはHRAを効率的に行うために主要なHRA手法を取り入れて開発した。HRA解析支援システムJASPAHRを用いた。これらのHEPを原研で実施されたBWRの外部電源喪失(LOSP)起因の事故シーケンスへ適用するとともに、感度解析を行った。その結果から、それぞれの手動操作の炉心損傷頻度(CDF)や重要シーケンスの発生頻度に対する重要性を確認した。本解析で作成された人間の介入のモデルや評価結果は今後のPSA適用研究を進めるうえでの基盤となり得るものであり、原研で進めてきたPSA研究の精度向上に役立てることができる。
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。
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。
横林 正雄; 及川 哲邦; 村松 健
Probabilistic Safety Assessment and Management, 3, p.1901 - 1906, 1998/00
本報告は、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について検討した結果である。検討の方法としては先ず地震を考慮しない内的事象としてのドミナントシーケンスの一つである外部電源喪失におけるヒューマンエラー確率(HEP)をASEP法により評価し、次に地震時のHEPを地震動中活動と地震動後活動に分けて評価し、前者には振動台実験等の結果を参考にし、後者では機器損傷などから運転員が高ストレス等厳しい状況下で活動するとして評価した。これらの評価したHEPを外部電源喪失を起因事象とするシーケンスに適用した解析例を基にヒューマンエラーが地震時の炉心損傷頻度に及ぼす影響が有意であることを定量的に示した。
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。
村松 健; 蛯沢 勝三; 松本 潔; 及川 哲邦; 近藤 雅明; 福岡 博*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1333 - 1340, 1995/00
原研では確率論的安全評価(PSA)に関する研究の一環として地震起因事象に関するPSA(地震PSA)の手法の開発、改良を行なっている。本研究の最新の成果から、以下の事項を報告する。地震危険度評価については、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おり、震源及び波動伝播の地域特性を考慮するために観測地震動を用いて特性パラメータを定めた。建屋の損傷確率評価については、建屋応答の非線形性を考慮した解析により損傷確率を評価した。機器の損傷確率評価については、振動試験データに基づいて非常用ディーゼル発電機の耐力評価を行なった。システム信頼性解析の分野では、地震起因炉心損傷頻度評価用コードSECOM-2を用いた感度解析により、応答の相関性を考慮した場合の炉心損傷頻度への影響を評価した。
加藤 篤志; 井手 章博*; 柴田 明裕*; 石崎 未来*; 田中 太*; 坂場 弘*; 西崎 千博*; 澤入 剛*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉(SFR)では、一般に崩壊熱除去系(DHRS)の使命時間が軽水炉よりも長く設定される。そこで、プラント状態の経時変化を扱える動的確率論的リスク評価(PRA)の適用性について検討し、状態変化に着目したリスク情報が抽出できることを確認した。
小野田 雄一; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将; 出町 和之*
no journal, ,
超高温時のレジリエンス向上策の有効性を評価するため、炉心損傷頻度に着目した評価の概念を構築した。高速炉において通常であれば炉心損傷に至る炉停止後の除熱機能喪失事象を対象に、喪失した除熱機能の超高温時における回復を可能にするレジリエンス向上策として、破損の拡大抑制技術を活用した1次冷却材の保持対策、及び超高温条件下で使用可能な熱輸送系の追設を想定した。レジリエンス向上策の導入前後の炉心損傷頻度を試計算し、これらの比較から頻度の低減効果をレジリエンス向上策の有効性として見積った。
Zheng, X.; 玉置 等史; 杉山 智之; 丸山 結
no journal, ,
動的確率論的リスク評価(DPRA)は、確率論的な手法と決定論的なシミュレーションを緊密に結合することにより、多数の事故シーケンスを生成して炉心損傷頻度を推定できるが、計算コストが膨大である。原子力機構は、異なる忠実度を備えた複数のシミュレータを共用し、従来のPRAに比べて信頼性が高く、計算コストを低減できる多忠実度(マルチフィデリティ)のDPRAアプローチを開発した。
栗坂 健一; 西野 裕之; 山野 秀将
no journal, ,
過大地震時のレジリエンス向上策の有効性評価のため、炉停止後の除熱機能喪失(LOHRS)を対象とし、レジリエンス向上策による地震時LOHRSの防止及びLOHRS後の超高温による炉心損傷の防止を想定し、炉心損傷頻度の低減により有効性を評価する方法を考案した。例題としてSFRへの適用性を検討した。
小野田 雄一; 栗坂 健一; 山野 秀将
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉において除熱機能喪失により超高温状態に至る事故シーケンスに注目してイベントツリーを定量化するとともに、レジリエンス向上策の導入前後の炉心損傷頻度の低減効果を評価することで、レジリエンス向上策の有効性を評価する方法を考案した。レジリエンス向上策の条件付き成功確率を0.81と暫定すると、除熱機能喪失に至るすべての事故シーケンスに対する炉心損傷頻度の低減率は19%となる。レジリエンス向上策を講じることにより炉心損傷頻度を1.0
10
(1/炉年)のオーダーまで低減できる。
