Uncertainty quantification of seismic response of nuclear reactor building using a three-dimensional finite element model

崔 炳賢; 西田 明美; Li, Y.; 高田 毅士

Earthquake Engineering and Resilience (Internet), 1(4), p.427 - 439, 2022/12

https://doi.org/10.1002/eer2.35

本研究では、原子力施設の確率論的地震リスク評価の信頼性向上に資するため、原子炉建屋の地震フラジリティ評価における認識論的不確実さの定量化を目的としている。従来、原子炉建屋の地震フラジリティ評価では、簡易な質点系モデルが用いられているが、より現実的な応答との違いを把握するため、原子炉建屋の3次元詳細モデルによる地震応答解析を実施し、得られた建屋の壁および床の応答を現実的応答と仮定して、質点系モデルの認識論的不確実さとして評価を試みた。得られた認識論的不確実さ結果は、上層階程大きくなる傾向があり、重要機器が設置される地下階では、地下3階で0.1程度、地下1階で0.20.35程度であった。この認識論的不確実さを従来の質点系モデルに反映することにより、3次元効果を考慮したより現実的なフラジリティ評価が期待される。

Uncertainty analysis of dynamic PRA using nested Monte Carlo simulations and multi-fidelity models

Zheng, X.; 玉置 等史; 高原 省五; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM16) (Internet), 10 Pages, 2022/09

https://www.iapsam.org/PSAM16/

Uncertainty gives rise to the risk. For nuclear power plants, probabilistic risk assessment (PRA) systematically concludes what people know to estimate the uncertainty in the form of, for example, risk triplet. Capable of developing a definite risk profile for decision-making under uncertainty, dynamic PRA widely applies explicit modeling techniques such as simulation to scenario generation as well as the estimation of likelihood/probability and consequences. When quantifying risk, however, epistemic uncertainties exist in both PRA and dynamic PRA, as a result of the lack of knowledge and model simplification. The paper aims to propose a practical approach for the treatment of uncertainty associated with dynamic PRA. The main idea is to perform the uncertainty analysis by using a two-stage nested Monte Carlo method, and to alleviate the computational burden of the nested Monte Carlo simulation, multi-fidelity models are introduced to the dynamic PRA. Multi-fidelity models include a mechanistic severe accident code MELCOR2.2 and machine learning models. A simplified station blackout (SBO) scenario was chosen as an example to show practicability of the proposed approach. As a result, while successfully calculating the probability of large early release, the analysis is also capable to provide uncertainty information in the form probability distributions. The approach can be expected to clarify questions such as how reliable are results of dynamic PRA.

Development of dynamic PRA methodology for external hazards (Application of CMMC method to severe accident analysis code)

Li, C.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖

第26回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2022/07

https://doi.org/10.1299/jsmepes.2022.26.A234

シビアアクシデントに至る可能性のある事故シナリオを同定し、その発生頻度を評価することは重要な課題である。本研究ではナトリウム冷却高速炉を対象とし、時間依存や事象の相互依存性を考慮できる動的PRA評価手法の確立を目指す。具体的には過酷事故解析コードSPECTRAに対して新たに連続マルコフ連鎖モンテカルロ(CMMC)を適用し、外部ハザードに対する解析手法を開発する。現在、崩壊熱除去系における空気冷却器のフォルトツリーモデルをCMMCとして実装し、火山降灰に対するプラント過渡特性の試行解析が終了した。

Vibration test and fatigue test for failure probability evaluation method with integrated energy

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 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。

Simulation-based dynamic probabilistic risk assessment of an internal flooding-initiated accident in nuclear power plant using THALES2 and RAPID

久保 光太郎; Zheng, X.; 田中 洋一; 玉置 等史; 杉山 智之; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*

Proceedings of the Institution of Mechanical Engineers, Part O; Journal of Risk and Reliability, 11 Pages, 2022/04

https://doi.org/10.1177/1748006X221091604

確率論的リスク評価(Probabilistic Risk Assessment: PRA)は、大規模かつ複雑なシステムのリスクを評価するために用いられる手法である。しかし、従来のイベントツリーやフォールトツリーを用いたPRAでは、原子力発電所の構造物、系統及び機器が損傷するタイミングを考慮することは困難である。そこで、この課題を解決するために、RAPID(Risk Assessment with Plant Interactive Dynamics)を用いて、熱水力解析と外部事象のシミュレーションを組み合わせた手法を提案した。加圧水型原子炉のタービン建屋内での内部溢水を表現するために、ベルヌーイの定理に基づいた溢水伝播モデルを適用した。加えて、溢水源の流量や緩和システムの故障基準などの不確実さを考慮した。シミュレーションでは、運転員がいくつか簡略化を行うことにより、運転員による溢水源の隔離操作と排水ポンプを用いた回復操作をモデル化した。その結果、隔離と排水を組み合わせることで、溢水発生時の条件付炉心損傷確率を約90%低減できることが示された。

Flame structures and ignition thresholds of hydrogen jets containing sodium mist under various gas concentrations

土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(2), p.198 - 206, 2022/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.1961633

Non-premixed combustion of hydrogen jets containing sodium vapor and mist reduces threats to reactor containment integrity in sodium-cooled fast reactors (SFRs) because it gradually consumes hydrogen gas generated mainly by a reaction between sodium and concrete. Previous studies have been limited to experimentally determining ignition thresholds on the jet temperature and the sodium concentration under specific gas concentrations. In this study, ignition experiments on hydrogen jets containing sodium mist were carried out at a specific jet temperature and sodium concentration under various gas concentration conditions (1-15vol% hydrogen and 3-21vol% oxygen). As a result, a stable sodium flame was observed in the jet and then formed a lifted hydrogen flame from a fuel nozzle outlet. An attached hydrogen flame on the outlet was also formed under high hydrogen concentration conditions. These flame structures seemed to be attributed to hydrogen flame propagation, which depends on the hydrogen concentration, jet temperature, and jet velocity. Additionally, the experimental results revealed ignition thresholds on the gas concentration and indicated a flammable region where the hydrogen-sodium jet combustion was more advantageous than an explosive premixed hydrogen combustion. Our study will enable the advancement of safety assessment technology in SRFs.

Stoichiometry between humate unit molecules and metal ions in supramolecular assembly induced by Cu and Tb measured by gel electrophoresis techniques

中野 純佳*; 丸茂 和樹*; 風見 綸太郎*; 斉藤 拓巳*; 原賀 智子; 半田 友衣子*; 齋藤 伸吾*

Environmental Science & Technology, 55(22), p.15172 - 15180, 2021/11

https://doi.org/10.1021/acs.est.1c03993

環境中に存在する不定形有機高分子であるフミン酸(HA)は、環境中の有害重金属イオンや放射性金属イオンと強く錯形成し、超分子集合体を形成することによって、金属イオンの移行挙動に影響を与えている。そのため、土壌や河川の環境評価や放射性廃棄物処分の安全評価において、HAと金属イオンとの超分子化挙動を解明することが重要である。本研究では、環境中に広く存在する金属イオンとしてCu、3価のアクチノイドイオンのモデルとしてTbを対象として、ポリアクリルアミドゲル電気泳動法(PAGE)を基盤とする独自に開発した分析法を用いて、深層地下水由来および泥炭由来のHAと強く錯形成したCuおよびTbがHAのどの分子量帯に多く分布しているかを調査した。超分子化したHAをPAGEで分離後、HAと結合していた金属イオンを検出し、さらにUV-Vis測定および励起蛍光マトリクス-平行因子分析を組み合わせることにより、超分子が形成されたHAの分子量帯およびHAと金属イオンとの化学量論比を算出することに成功した。その結果、金属イオンやHAの由来によってそれぞれ異なる超分子化挙動を示すとともに、その原因がHA中の硫黄原子の存在量に関係していることを明らかにした。

Development of effectiveness evaluations technology of the measures for improving resilience of nuclear structures at ultra high temperature

小野田 雄一; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2021 (ASRAM 2021) (Internet), 11 Pages, 2021/10

ナトリウム冷却高速炉もんじゅをモデルプラントとして、超高温条件下における破壊制御概念を適用したレジリエンス向上策の有効性評価技術を開発し、この技術を用いて予備評価を行った。超高温条件下において破壊制御の概念が適用可能と見込まれる重要な事故シーケンスは、Monjuのレベル2PRAの既存の研究結果を調査して同定された。崩壊熱除去機能喪失(PLOHS)および原子炉容器液位確保機能喪失(LORL)に分類される事故シーケンスは共に、炉心損傷防止の可能性がある重要な事故シーケンスとして識別された。本研究では、レジリエンス向上策の成否を表すヘディングをイベントツリーに導入し、その分岐確率を設定し、レジリエンス向上策の有効性を評価する技術を開発した。レジリエンス向上策の有効性評価は炉心損傷頻度の低減に寄与すると期待される。レジリエンス向上策の有効性評価を試行した結果、破壊制御概念を適用することで炉心損傷頻度を低減できることが確認された。この研究で提案するレジリエンス向上策の成功確率は、仮定に基づいて暫定的に割り当てられたものである。この値は、今後実施される超高温条件下における原子炉容器構造の健全性評価によって定量化されると期待される。本研究で開発した技術は、次世代ナトリウム冷却高速炉のレジリエンス向上策の有効性評価に応用できる。

熱流動とリスク評価,1; リスク評価における熱流動解析の役割

丸山 結; 吉田 一雄

日本原子力学会誌ATOMO, 63(7), p.517 - 522, 2021/07

https://doi.org/10.3327/jaesjb.63.7_517

確率論的リスク評価(PRA)は合理的かつ定量的にリスクを評価する強力な手法である。しかしながら、PRAを実践しつつ、得られた結果を分析し、様々な意思決定に活用する上では、多様な分野の専門的な知識や技術,経験を必要とする。原子力施設のリスク評価においては、シビアアクシデントに至る過程やその進展を評価することが不可欠であり、それらに強く関連する熱流動は、PRAにおける重要な専門分野の一つである。本稿では、軽水炉のレベル2PRAにおけるソースターム評価及び再処理施設のシビアアクシデント時ソースターム評価を中心に、リスク評価における熱流動解析の役割について概説する。

燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2020-043, 116 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-043.pdf:7.74MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、微粒子飛散を効果的に抑制する技術を開発しており、実験の結果、水ミストを使ってスプレイする方法がエアロゾル除去効率と除去率を改善する上で効果的かつ適用可能な手法であることが分かった。また燃料デブリを固めて切断時に微粒子飛散を抑制する手法として、ジオポリマーによる固化手法に注目し、同材の強度、熱伝導率や切断粉の特徴を把握するとともに、RPV施工時における温度分布や流動に関するシミュレーションを実施した。