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論文

Dynamic probabilistic risk assessment of nuclear power plants using multi-fidelity simulations

Zheng, X.; 玉置 等史; 杉山 智之; 丸山 結

Reliability Engineering & System Safety, 223, p.108503_1 - 108503_12, 2022/07

Dynamic probabilistic risk assessment (PRA) more explicitly treats timing issues and stochastic elements of risk models. It extensively resorts to iterative simulations of accident progressions for the quantification of risk triplets including accident scenarios, probabilities and consequences. Dynamic PRA leverages the level of detail for risk modeling while intricately increases computational complexities, which result in heavy computational cost. This paper proposes to apply multi-fidelity simulations for a cost- effective dynamic PRA. It applies and improves the multi-fidelity importance sampling (MFIS) algorithm to generate cost-effective samples of nuclear reactor accident sequences. Sampled accident sequences are paralleled simulated by using mechanistic codes, which is treated as a high-fidelity model. Adaptively trained by using the high-fidelity data, low-fidelity model is used to predicting simulation results. Interested predictions with reactor core damages are sorted out to build the density function of the biased distribution for importance sampling. After when collect enough number of high-fidelity data, risk triplets can be estimated. By solving a demonstration problem and a practical PRA problem by using MELCOR 2.2, the approach has been proven to be effective for risk assessment. Comparing with previous studies, the proposed multi-fidelity approach provides comparative estimation of risk triplets, while significantly reduces computational cost.

論文

Predictive modeling of a simple field matrix diffusion experiment addressing radionuclide transport in fractured rock. Is it so straightforward?

Soler, J. M.*; Neretnieks, I.*; Moreno, L.*; Liu, L.*; Meng, S.*; Svensson, U.*; Iraola, A.*; Ebrahimi, K.*; Trinchero, P.*; Molinero, J.*; et al.

Nuclear Technology, 208(6), p.1059 - 1073, 2022/06

SKBタスクフォースは、亀裂性岩石中の地下水流動と物質移行のモデル化に関する国際フォーラムである。WPDE試験はフィンランドのオンカロ地下施設において実施された片麻岩中のマトリクス拡散試験である。複数の非収着性及び収着性のトレーサーを含む模擬地下水が試錐孔の試験区間に沿って注入された。タスク9Aは、WPDE試験で得られたトレーサー破過曲線に対する予測モデリングを行うことを目的とした。複数のチームが本タスクに参加し、異なるモデル化手法とコードを用いた予測解析を行った。この予測解析の重要な結論は、試錐孔の開口部における地下水流動に関連する分散パラメータにモデル化結果が大きく影響されることである。マトリクス拡散及び収着に関連する破過曲線のテール部に着目すると、異なるチーム間の解析結果の差異は相対的に小さい結果となった。

論文

Evaluation report of Task 9B based on comparisons and analyses of modelling results for the $"A$sp$"o$ HRL LTDE-SD experiments

Soler, J. M.*; Meng, S.*; Moreno, L.*; Neretnieks, I.*; Liu, L.*; Kek$"a$l$"a$inen, P.*; Hokr, M.*; $v{R}$$'i$ha, J.*; Vete$v{s}$n$'i$k, A.*; Reimitz, D.*; et al.

SKB TR-20-17, 71 Pages, 2021/07

亀裂性岩石中の地下水流動と物質移行のモデル化に関するSKBタスクフォースにおけるTask 9Bは、スウェーデンのエスポ岩盤研究所で実施された原位置長期収着・拡散試験(LTDE-SD)の試験結果のモデル化に焦点をあてたものである。10のモデリングチームによって、異なるモデル概念やコードを用いたモデル化が実施された。モデル化のアプローチは、(1)拡散方程式の解析解、(2)連続多孔質媒体中の数値計算モデル、(3)微細な不均質性(鉱物粒界,微細亀裂の分布等)を考慮した微細構造モデルの大きく3種に分類できる。異なるチームによるモデル化結果から、岩石や亀裂の表面の擾乱影響を含む岩石特性の不均質な分布、微細な亀裂の効果など、様々な異なるモデル概念の比較・評価がなされた。

論文

Simulation-based Level 2 multi-unit PRA using RAVEN and a simplified thermal-hydraulic code

Zheng, X.; Mandelli, D.*; Alfonsi, A.*; Smith, C.*; 杉山 智之

Proceedings of 30th European Safety and Reliability Conference and 15th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (ESREL 2020 and PSAM-15) (Internet), p.2176 - 2183, 2020/11

The paper introduces a simulation-based Level 2 probabilistic risk assessment (PRA) of a multi-unit nuclear power plant. We propose the methodology by quantifying risk for a station-blackout accident scenario, initialized by a loss-of-offsite-power event. Contrary to classical PRA that applies static models such as event-tree/fault-tree, the analysis is seamlessly integrated with mechanistic simulation and PRA models, including: (1) a simplified thermal-hydraulic code for simulating system behaviors; (2) a Markovian model for the failure mechanism of decay-heat-removal systems, to investigate the interaction between mechanistic simulation and reliability analysis; and (3) classical containment event trees for evaluating containment performances and hydrogen-explosion risk under severe accident conditions. All dynamic and static models, including plant dependencies, are unified within the RAVEN computational framework, applying RAVEN components, External Model, Ensemble Model, and PRA Plugins. The study demonstrates an integrated assessment of risks by considering accident progression and inter-unit system interactions, both time dependent. Statistical data analysis is used to quantifying risk metrics, including core damage frequencies, large early release frequencies and plant damage status. The methodology pertains to modern risk-analysis methodologies such as risk-informed safety margin characterization (RISMC) and dynamic PRA.

論文

Comparison of two-phase critical flow models for estimation of leak flow rate through cracks

渡辺 正*; 勝山 仁哉; 真野 晃宏

International Journal of Nuclear and Quantum Engineering (Internet), 13(11), p.516 - 519, 2019/10

冷却材の漏えいは冷却材喪失事故が発生する前に検出できることから、破断前漏えいの観点から、原子炉機器における貫通亀裂からの冷却材の漏えい量を精度よく推定することは安全上重要である。本研究では、2つの代表的な非均質臨界流量評価モデル(Henry-FauskeモデルとRansom-Trappモデル)を用いて、システム解析コードにより得られた2相流の臨界漏えい量の計算結果を比較した。その結果、Henry-Fauskeモデルを用いた場合、亀裂内で圧力の低下と蒸気生成が起きるため、漏えい量が大きく評価されることが分かった。これは、漏えい量は構造物の温度の影響を受けないものの、亀裂表面の粗さの影響を大きく受けること示唆した結果である。

論文

CFD analysis of hydrogen flame acceleration with burning velocity models

茂木 孝介; Trianti, N.; 松本 俊慶; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.4324 - 4335, 2019/08

Hydrogen managements under severe accidents are one of the most crucial problems and have attracted a great deal of attention after the occurrence of hydrogen explosions in the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant in March 2011. The primary purpose of our research is improvements in computational fluid dynamics techniques to simulate hydrogen combustion. Our target of analysis is ENACCEF2 hydrogen combustion benchmark test conducted in the framework of ETOSON-MITHYGENE project. Flame acceleration experiments of hydrogen premixed turbulent combustions were simulated by the Turbulent Flame Closure (TFC) model. We implemented several laminar flame speed correlations and turbulent flame speed models on XiFoam solver of OpenFOAM and compared the results to investigate the applicability of these correlation and model equations. We found that all the laminar flame speed correlations could predict qualitative behavior of the flame acceleration, but Ravi & Petersen laminar flame speed correlation that is originally implemented in OpenFOAM underestimated the maximum flame speed for the lean hydrogen concentration. Zimont model and G$"u$lder model of the turbulent flame speed could reasonably simulate the flame acceleration behavior and maximum pressure peaks. The flame velocities calculated with G$"u$lder model tend to be faster than that calculated with Zimont model.

論文

Evaluation and modelling report of Task 9A based on comparisons and analyses of predictive modelling results for the REPRO WPDE experiments; Task 9 of SKB Task Force GWFTS - Increasing the realism in solute transport modelling based on the field experiments REPRO and LTDE-SD

Soler, J. M.*; Neretnieks, I.*; Moreno, L.*; Liu, L.*; Meng, S.*; Svensson, U.*; Trinchero, P.*; Iraola, A.*; Ebrahimi, H.*; Molinero, J.*; et al.

SKB R-17-10, 153 Pages, 2019/01

SKBタスクフォースは、亀裂性岩石中の地下水流動と物質移行のモデル化に関する国際フォーラムである。WPDE試験はフィンランドのオンカロ地下施設において実施された片麻岩中のマトリクス拡散試験である。複数の非収着性及び収着性のトレーサーを含む模擬地下水が試錐孔の試験区間に沿って注入された。タスク9Aは、WPDE試験で得られたトレーサー破過曲線に対する予測モデリングを行うことを目的とした。複数のチームが本タスクに参加し、異なるモデル化手法を用いた予測解析を行った。この予測解析の重要な結論は、試錐孔の開口部における地下水流動に関連する分散パラメータにモデル化結果が大きく影響されることである。マトリクス拡散及び収着に関連する破過曲線のテール部に着目すると、異なるチーム間の解析結果の差異は相対的に小さい結果となった。モデル化結果は、最終的に実測された破過曲線と比較された。

論文

Multiple coulomb excitation experiment of $$^{68}$$Zn

小泉 光生; 関 暁之*; 藤 暢輔; 長 明彦; 宇都野 穣; 木村 敦; 大島 真澄; 早川 岳人; 初川 雄一; 片倉 純一; et al.

Nuclear Physics A, 730(1-2), p.46 - 58, 2004/01

 被引用回数:14 パーセンタイル:64.85(Physics, Nuclear)

原研タンデム・ブースター加速器施設で$$^{68}$$Znビームのクーロン励起実験を行った。実験の結果、新たに2つの$$E2$$マトリックスエレメント及び2$$_{1}$$$$^{+}$$の四重極モーメントを得た。$$^{68}$$Znの構造を理解するために、Nilsson-Strutinskyモデルでポテンシャルエネルギー表面(PES)の計算を行った。その結果、PESは、2つの浅い極小値を持つことがわかった。1番目の極小値は、フェルミ面の下に$$1g_{9/2}$$軌道を含まず、2番目の極小値は、それを含むことがわかった。殻モデル計算との比較より、基底状態バンド及び侵入バンドは、それぞれEPSの1番目及び2番目に関係していると考えられる。基底バンドの励起エネルギーや$$B(E2)$$の実験値は、3軸非対称モデル及びO(6)限界のIBMによって、ある程度再現できることがわかった。また、PESの浅い極小は原子核の形状がソフトであることを示唆している。以上より、基底状態バンドは、ソフトな三軸非対称変形していると考えられる。

論文

Effect of interlaminar fracture on mechanical strength of C/C composites

小嶋 崇夫; 橘 幸男; 藤本 望; 石原 正博

Proceedings of 8th Annual International Conference on Composites Engineering (ICCE/8), p.479 - 480, 2001/00

高温ガス炉制御棒被覆管用C/Cコンポジット材料の候補材として、層間強度の異なる2種類の積層型炭素繊維複合材料、フェノール含浸処理を施したCX-2702G及びピッチ含浸処理を施したCX-270Gの引張試験,圧縮試験,曲げ試験及び層間せん断試験を行い、機械的特性を調べた。その結果、層間強度の高いCX-270GがCX-2702Gよりも機械的強度が優れていることが明らかになった。また、曲げ試験では引張,圧縮,層間せん断の3種類の破壊モードが混在する破壊様式であることがわかった。そこで、引張試験、圧縮試験及び層間せん断試験によって得られた強度データから曲げ強度を競合リスクモデルにより検討した。本検討により、引張強度,圧縮強度及び層間せん断強度から曲げ強度を精度良く予測することができた。

論文

Effects of baseline on uncertainty of radiation risk models

中山 晃志; 加藤 正平

Radiation Risk Assessment Workshop Proceedings, p.140 - 150, 2001/00

放射線リスク予測モデルは、がん死亡数及び生存数をベースラインデータとして用いている。ICRPのリスクは、日本や米国等のベースラインデータにより得られたリスクを平均化することにより与えられている。また、EPAやNCRPによる不確かさ解析において、原爆生存者から得られた過剰リスクを異なった集団へ適用することが、リスク予測モデルに影響を及ぼす要素の一つとして挙げられている。この研究は、相乗リスク予測モデルにおける日米それぞれのベースラインの影響を調べるものである。まず、ICRPで用いられたベースラインデータと最近のベースラインデータから得られるリスク値に対して同等性の検定を行う。結果として、日本のベースラインで影響がみられ、米国では日本ほど影響がみられなかった。また、ベースラインを信頼して使用できる将来の年数は、ほとんどの部位において数年であったため、未来におけるリスク値の予測も行った。次に、リスク予測モデルに含まれる過剰相対リスク(ERR)の違いによるベースラインの影響を調べた。被ばく時年齢から得られる現状のERRよりも到達年齢から得られるERRを用いた方が、日本女性の若年被ばくの場合、ベースラインの影響を受け難いことがわかった。

論文

First-order transitions in an infinite-range spin-glass model

横田 光史

Journal of Physics; Condensed Matter, 4, p.2615 - 2622, 1992/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:57.61(Physics, Condensed Matter)

S=1の結晶場中におけね一般化されたSKイジングスピングラス模型について、スピングラス相と1次相転移を調べた。この模型に対して、平均場方程式を導き、それを数値的に解いた。一次転移線近くでは、Pi=$$<$$Si$$^{2}$$$$>$$のダブルピーク構造が重要であることを示した。この相転移は、定性的にみて、基底状態での相転移に似ている。

論文

Numerical study of the SK spin glass in a transverse field by the pair approximation

横田 光史

Journal of Physics; Condensed Matter, 3, p.7039 - 7046, 1991/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:33.64(Physics, Condensed Matter)

ペア近似によって求められた平均場方程式系を数値的に解く方法を用いて横磁場中のSK模型のスピングラス相を調べた。方程式には多数の解が存在し、それは純粋状態に対応している。このことはレプリカ対称性の破れという概念と整合的である。これらの解はぎりぎりの安定性を持ち、それは古典的SK模型の場合と同様である。これらの結果から、スピングラス相の性質は、横磁場の存在によっても変わらないことがわかる。

口頭

SKB GWFTS task force; Predictive modeling of a matrix diffusion experiment in gneiss at ONKALO (Finland)

Soler, J. M.*; L$"o$fgren, M.*; Nilsson, K.*; Lanyon, G. W.*; Gylling, B.*; Vidstrand, P.*; Neretnieks, I.*; Moreno, L.*; Liu, L.*; Meng, S.*; et al.

no journal, , 

GWFTSタスクフォースは、亀裂性岩石中の地下水流動と物質移行のモデル化を対象とした国際フォーラムである。WPDE試験はフィンランドのオンカロ地下施設において実施された片麻岩中のマトリクス拡散試験である。複数の非収着性及び収着性の放射性トレーサーを含む模擬地下水が試錐孔の試験区間に沿って注入された。タスクフォースのタスク9Aは、WPDE試験で得られたトレーサー破過曲線に対する予測モデリングを行うことを目的とした。複数のチームが本タスクに参加し、異なるモデル化手法を用いた予測解析を行った。この予測解析の重要な結論は、試錐孔の開口部における地下水流動に関連する分散パラメータにモデル化結果が大きく影響されることである。マトリクス拡散及び収着に関連する破過曲線のテール部に着目すると、異なるチーム間の解析結果の差異は相対的に小さい結果となった。

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