長期間使用された原子炉配管の耐震安全性評価手法の開発

山口 義仁; Li, Y.

配管技術, 63(12), p.22 - 27, 2021/10

東京電力福島第一原子力発電所の事故の教訓を踏まえ、原子力発電所に対する地震を起因とした確率論的リスク評価(PRA: Probabilistic Risk Assessment)やリスク情報の活用が重要となっている。地震PRAでは、安全上重要な機器や配管などの地震による損傷確率を考慮して、炉心損傷頻度などが求められる。長期間使用された配管では、経年劣化による亀裂などの発生があり得る。亀裂が発生すれば、配管の破壊強度が低減され、地震時の損傷確率が上昇することとなる。そのため、長期間運転された原子炉を対象に地震PRAを実施する際には、経年劣化が機器の損傷確率に及ぼす影響を考慮することが重要である。著者らは、経年劣化の影響に加えて、地震による亀裂進展や破壊を考慮することで、長期間使用された原子炉配管の損傷確率を算出できる解析コードを開発し、妥当性の確認を経て公開した。また、地震による損傷確率を求めるための手順や推奨される手法やモデル,技術的根拠などを取りまとめた評価要領を世界に先駆けて整備し公開した。本論文では、開発した解析コード及び評価要領について説明する。

Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactors, 1; Project overviews

佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 村松 健*; 牟田 仁*; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; 山本 剛*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

本報告では、高温ガス炉PRAの実施上の課題である、建屋や黒鉛構築物、配管など静的な系統、構築物及び機器の多重故障を考慮した地震PRA手法の確立に向け進めている、静的SSCの多重故障を考慮した事故シーケンス評価手法構築、建屋、黒鉛構築物の損傷を考慮したソースターム評価手法構築、地震時の具体的な事故シナリオ検討に資するフラジリティ評価手法構築及び実用高温ガス炉への適用性評価の概要について報告する。

Development of a hazard curve evaluation method for a forest fire as an external hazard

岡野 靖; 山野 秀将

Proceedings of International Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment and Analysis (PSA 2015) (USB Flash Drive), p.22 - 31, 2015/04

森林火災に対するハザード曲線をロジックツリーに基づく手法で評価した。ロジックツリーは、森林火災発生・延焼条件、天気条件、植生・地形条件から構成される。本研究では、日本における典型的な原子力発電所立地条件を設定した。当該地域における森林火災発生頻度は日本平均の約1/5程度である。森林火災の発生地点は日本における主要な発生原因を考慮して選定した。天気条件の出現頻度は、"気温-湿度"と"風速-風向"の2つの条件セットで表現可能であった。森林火災延焼シミュレーションを通じ、感度の高い条件(風速, 湿度)に対する森林火災強度の応答曲面を構築する一方、感度の低い条件(気温)に対してはロジックツリーから省略することで簡略化を行った。モンテカルロシミュレーションにより、ロジックツリーによるハザード曲線を導出した。火線強度は10/年頻度で200kW/m、1.310/年頻度で300kW/mと求められた。

安全研究計画調査票(平成13年度平成17年度)

安全推進本部

JNC TN1400 2001-002, 172 Pages, 2001/01

JNC-TN1400-2001-002.pdf:6.28MB

平成平成12年ll月30日の内閣総理大臣官房原子力安全室(現内閣府原子力安全委員会事務局)からの依頼に基づき、安全研究年次計画(平成13年度平成17年度)に登録された研究課題(高速増殖炉;14件、核燃料施設;10件、耐震;1件、確率論的安全評価等;3件、環境放射能;6件、廃棄物処分;15件)についての安全研究計画調査票を作成した。また、社内研究課題についても年次計画に登録された研究課題と同等に扱うとの観点から、(高速増殖炉;1件、核燃料施設;3件、確率論的安全評価等;1件、環境放射能;1件、その他(「ふげん」の廃止措置);1件)についての安全研究計画調査票を作成した。本報告書は、これらの調査票を取りまとめたものであり、平成12年10月に策定した「安全研究基本計画(平成13年度平成17年度)」に基づき、研究の達成目標や研究の実施内容を具体的に示したものである。

緊急時プラント過渡応答解析(2)

小山 和也*; 菱田 正彦*

JNC TJ9440 2000-002, 90 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-002.pdf:1.43MB

動的信頼性評価プログラムDYANAの開発に資するため、プラント動特性解析コードSuper-COPDを用いて、緊急時に想定される事故シーケンスの解析を行った。本作業では、昨年度作成の解析モデル及び入力データを使用して、DYANA整備に必要な事故シーケンスのうち昨年度未実施のPLOHS(Protected Loss of Heat Sink)シーケンス9ケースについて、入力データ作成及び解析を行い、その結果を整理した。

地層処分システム性能評価のための生物圏評価モデルの高度化(3)(研究概要)

池田 孝夫*; 吉田 英爾*; 三木 崇史*

JNC TJ8400 2000-045, 134 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-045.pdf:4.12MB

本研究では、保守的アプローチに基づく生物圏評価パラメータ値の設定に関する方法論、生物圏評価における確率論的評価手法の適用性及び海洋を核種の放出域とした生物圏評価モデルについて検討した。保守的アプローチに基づくパラメータ設定に関する方法論の検討では、設定にあたり考慮すべき事項について検討を行い、生物圏評価におけるデータ選定プロトコルを作成した。確率論的評価手法の検討では、直接モンテカルロ法、及びラテンハイパーキューブ法が適していることがわかった。また、第2次取りまとめのレファレンスケースをベースに確率論的評価手法を適用し、各パラメータに対する感度分析を行った。海洋を核種の放出域とした生物圏評価モデルの検討では、地層処分で採用している海洋のモデルの適用性について検討し、マルチコンパートメントモデルが最も適していることが明らかになった。また、コンパートメントモデルを用いた評価をもとに、原子力施設で採用されている数値解析モデルによる結果と比較を行った。その結果、両者の結果の差は小さいことが確認された。

地層処分の極限安全性に関する研究(II)(要約版)

大久保 博生*

PNC TJ1222 98-002, 70 Pages, 1998/02

PNC-TJ1222-98-002.pdf:2.33MB

本研究では、まず、人間侵入、隆起・侵食、気候変動といったキーワード(あるいは発端事象)に関連する各事象やプロセスを定義し、一般公衆に恐怖感を与えるようなカタストロフィックなシナリオを検討した。次に、このようなシナリオのカタストロフィックな事象やプロセスの特徴をもとに、既住のモデル化概念の事例調査等を通じ、定量化概念(放出量、規模、放出モード(複合発生性)、放出形態、放出頻度、確率など)と処分場システム(周囲の環境状態も含む)の検討を行い、処分場並びにその周辺に与えるインパクトを評価・解析し得るモデルを実際に作成し、地層処分がもたらすリスクを算出し、そのようなシナリオが生じた場合に同時に発生する可能性がある地層処分以外のリスクとの対比が可能となることを考えた。最後に、ここで作成したモデルを用いて算出したリスクを可視化して他のリスクと比較できるような検討を行った。

平成8年度安全研究成果(成果票)-原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度平成12年度)-

not registered

PNC TN1410 97-043, 167 Pages, 1997/11

PNC-TN1410-97-043.pdf:7.22MB

平成9年10月9日の科学技術庁原子力安全局原子力安全調査室からの協力依頼に基づき、原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度平成12年度)に登録された研究課題(高速増殖炉;22件、核燃料施設;17件、耐震;1件、確率論的安全評価等;5件)について平成8年度安全研究の成果票を作成した。本報告書は、国に提出した成果票を取りまとめたものである。

平成8年度安全研究成果発表会(動力炉分野-状況等とりまとめ-)

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PNC TN1410 97-014, 87 Pages, 1997/03

PNC-TN1410-97-014.pdf:2.92MB

平成8年11月14日、15日の両日、動力炉分野を対象とした第9回安全研究成果発表会が大洗工学センターの展示館(テクノ大洗)で開催された。本発表会では、高速増殖炉(FBR)、新型転換炉(ATR)、耐震及び確率論的安全評価研究の各分野の動力炉に関わる安全研究課題(全48課題)の中から、安全研究委員会の各分科会での検討を踏まえて昨年度未発表課題を中心に14課題が選定され、平成7年度の成果についての発表が行われた。さらに平成7年12月のもんじゅナトリウム漏洩事故から1年余りを経ているため、特別セッションとして「もんじゅ」に関わる最新の解析・実験評価の情報を提供した。また、本発表会は安全研究の透明性のより一層の確保のため、今年度から一般公開としてプレス、インターネット等を通じ広く参加者の公募を行った。これにより従来に増して社外(原子力安全委員、科技庁、自治体、大学、原研、電力、メーカー等の原子力関係者)の参加を頂くと共に、プレスの参加も得られた。岡林大洗工学センター所長の開会挨拶の後、1)新型転換炉の安全研究、2)事故評価及びシビアアクシデントに関する研究、3)確率論的安全評価及びその応用に関する研究、4)運転・設計安全性に関する研究、5)ナトリウム漏洩事故関連の解析・評価の5セッションに分けられた各課題の発表が行われた。また、石川迪夫北海道大学教授より、「安全観の変遷とその背景-もんじゅ事故によせて-」という演題で特別講演を頂くとともに、安全研究委員会委員長である須田副理事長の挨拶が行われ、両日の最後に各セッションの座長より、セッション毎に総評及び総括が行われた。さらに、本発表会を終えるにあたって、中野安全担当理事の閉会挨拶により、盛況のうちに発表会を終了した。本資料は、今後の安全研究の推進・評価に資するために、発表会での質疑応答、各セッションの座長による総括及び講評、岡林大洗工学センター所長の開会挨拶、石川北海道大学教授の特別講演、須田副理事長の挨拶、中野理事の閉会挨拶、両日の出席者リスト等について取りまとめたものである。なお、安全研究調査票、発表会当日のOHP資料は各々TN1410 96-066 安全研究成果の概要(平成7年度-動力炉分野)、TN1410 96-068 平成8年度安全研究成果発表会資料(動力炉分野)に収録している。

核燃料施設の安全研究の成果(平成3年度7年度)

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PNC TN1410 97-009, 345 Pages, 1997/02

PNC-TN1410-97-009.pdf:13.42MB

動燃事業団における安全研究は、昭和61年3月25日に定めた「安全研究の基本方針」及び「安全研究基本計画(平成3年度平成7年度)」(平成3年3月策定)に基づき、プロジェクトの開発と密接なかかわりを持ちつつ推進してきており、現在も引き続き「安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)」(平成8年3月策定)に基づき実施している。一方、これら事業団の安全研究は、一部の自主研究項目を除き、原子力安全委員会の定める「安全研究年次計画」にも登録されている。本報告書は、「安全研究基本計画(平成3年度平成7年度)」に基づき実施した平成7年度までの核燃料施設関連の安全研究の5年間の成果について、取りまとめたものである。核燃料施設等分野ばかりでなく耐震分野、確率論的安全評価分野のうち核燃料施設に関連する安全研究の成果(全45件)を収録している。なお、このほかの安全研究の成果として、動力炉、環境放射能、放射性廃棄物処分について別の報告書で取りまとめている。