高転換軽水炉を模擬したFCA XV炉心系における臨界実験の特性試験と臨界性評価

櫻井 健; 福島 昌宏

JAEA-Data/Code 2026-001, 235 Pages, 2026/06

JAEA-Data-Code-2026-001.pdf:16.46MB

高速炉臨界実験装置FCAを用いて高転換軽水炉の核特性を模擬するために実施した臨界実験のうち、プルトニウム燃料を主として用いた第2フェーズ実験のXV炉心系の臨界性の評価を行い、核データライブラリーJENDL-4.0とJENDL-5及び連続エネルギー法による中性子輸送計算モンテカルロコードMVP3による解析を行った。臨界性の評価では、FCAのウランとプルトニウムの燃料板や減速材等の模擬物質板の重量や組成の不確かさの影響を取り入れた詳細な不確かさ評価を実施した。解析では、FCAの燃料や格子管の構造を詳細に模擬して計算を行った。JENDL-4.0とJENDL-5のいずれを用いても、実効増倍率の計算結果は実験結果を0.4%から0.8%過大評価した。

Dynamic probabilistic risk assessment of seismic-induced flooding in pressurized water reactor by seismic, flooding, and thermal-hydraulics simulations

久保 光太郎; Jang, S.*; 高田 孝*; 山口 彰*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(4), p.359 - 373, 2023/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2100837

確率論的リスク評価(PRA)は、原子力発電所の安全性を向上させるための重要なアプローチである。しかし、この手法では、複合ハザードのモデル化は困難である。地震に起因した溢水シナリオでは、地震による炉心損傷、溢水による炉心損傷、地震と溢水が組み合わさった炉心損傷といった複数の炉心損傷シーケンスを含んでいる。溢水に係るフラジリティは、溢水がタンクなどの水源から区画に伝播するため、時間依存性を有している。そのため、現実的なリスク評価及び定量化を行うためには、動的リスク評価を用いる必要がある。本研究では、地震,溢水,熱水力シミュレーションを連成させ、複数ハザード間の依存関係を明示的に考慮し、地震起因溢水のリスク評価を行った。特に、福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全性向上対策に注目し、システムの耐力に関する感度解析と可搬型ポンプを用いた蒸気発生器代替注水の効果を評価した。我々は、シミュレーションに基づく動的PRA手法の複合ハザード起因のリスクの評価への使用を実証した。

自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会の活動報告

齋藤 龍郎; 小林 愼一*; 財津 知久*; 下 道國*; 麓 弘道*

保健物理(インターネット), 55(2), p.86 - 91, 2020/06

https://doi.org/10.5453/jhps.55.86

ウラン廃棄物およびウランを含む鉱さい等廃棄物処分安全の考え方は、まだ完全には確立されていない。その理由は、子孫核種の放射能が蓄積し、数十万年以後に線量のピークが生じるウラン安全性評価の不確実性と、遠い将来発生するラドンによる被ばくである。我々「自然放射性核種を含む廃棄物の放射線防護に関する専門研究会」は、ウラン含有廃棄物と鉱さい等廃棄物に含まれる核種、U-235, U-238とその子孫の処分に関する安全事例を研究し、ICRPやIAEAなどの国際機関の考え方と比較しながら、処分の現状を総括的に議論し、不確実性及びラドン被ばくの取り組むべき重要な問題を提言した。

Application of Bayesian approaches to nuclear reactor severe accident analysis

Zheng, X.; 玉置 等史; 塩津 弘之; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/11

Nuclear reactor severe accident simulation involves uncertainties, which may result from incompleteness of modeling of accident scenarios, selection of alternative models and unrealistic setting of parameters during the numerical simulation, etc. Both deterministic and probabilistic methods are required to reach reasonable estimation of risk for severe accidents. Computational codes are widely used for the deterministic accident simulations. Bayesian approaches, including both parametric and nonparametric, are applied to the simulation-based severe accident researches at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). In the paper, an overview of these research activities is introduced: (1) Dirichlet process models, a nonparametric Bayesian approach, are applied to source term uncertainty and sensitivity analyses; (2) Gaussian process models are applied to the optimization for operations of severe accident countermeasures; (3) Nonparametric models, include models based on Dirichlet process and K-nearest neighbors algorithm, are built to predict the chemical forms of fission products. Simplified models are integrated into the integral severe accident code, THALES2/KICHE; (4) We have also launched the research of dynamic probabilistic risk assessment (DPRA), and because a great number of accident scenarios will be generated during DPRA, Bayesian approaches would be useful for the boosting of computational efficiency.

Uncertainty and sensitivity studies with the probabilistic accident consequence assessment code OSCAAR

本間 俊充; 富田 賢一*; 波戸 真治*

Nuclear Engineering and Technology, 37(3), p.245 - 258, 2005/06

本研究では、確率論的事故影響評価における気象条件等の自然のランダムネスに起因する統計的不確実さとモデルや入力パラメータに関する知識不足に起因する不確実さを取り上げ、OSCAARコードを敷地外住民個人の早期及び晩発性がん死亡リスクの不確実さ感度解析へ適用した。流跡線による拡散モデルに適合した新気象サンプリング手法を確立し、その統計的なばらつきについて検討した。OSCAARの65の入力パラメータを対象とした不確実さ伝播解析を実施し、サイト近傍の個人の早期及び晩発性がん死亡リスクの期待値の不確実さ幅を与えるとともに、感度解析に相関及び回帰に基づく指標を用い、不確実さに寄与する重要なパラメータを明らかにした。

確率論的安全評価手法GSRW-PSAによる地層処分システムの不確かさ解析; パラメータ不確かさ及び天然バリアの概念モデル不確かさの検討

武田 聖司; 木村 英雄

JAERI-Research 2002-014, 20 Pages, 2002/07

JAERI-Research-2002-014.pdf:1.37MB

地層処分の安全評価に伴う不確かさのうち、パラメータ不確かさとモデル不確かさに起因した影響評価を目的として、確率論的評価手法(GSRW-PSA)の開発を行った。不確かさの影響評価に先立ち、人工バリア及び天然バリア中の核種移行評価モデルに関して決定論的なベンチマーク計算を行い、評価コードの特性・適用性を明らかにした。次に、GSRW-PSAを用いて、HLW処分の重要核種であるCs-135及びSe-79を対象とした人工バリア及び天然バリアに関するパラメータ不確かさ解析を行った。さらに、天然バリアにおける地質媒体の概念化の違いとして、多孔質媒体と亀裂性媒体による近似モデルを想定し、概念化の違いによる影響の評価を実施した。

確率論的システム評価コードによる不確かさ・感度解析,I; 廃棄物処分システムの安全評価に関する国際比較問題レベル0への適用

本間 俊充; 笹原 孝*

JAERI-M 93-207, 36 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-207.pdf:0.86MB

本報告書は、OECD/NEA主催のPSAC利用者グループの比較問題レベル0に、開発中の確率論的システム評価コードを適用した結果を示すものである。この比較問題は、廃棄物の地層処分施設の性能評価に用いる確率論的システム評価コードの比較検証を目的として提案されたものの一つである。計算には、入力パラメータ値のサンプリングのためのプリ・プロッセッサーコードPREPと不確かさ/感度解析のためのポスト・プロッセッサーコードUSAMOを用い、廃棄物処分システムを構成する各サブシステムモデルは、レベル0の問題設定にしたがってコード化したものを用いた。比較問題の設問への回答の他に、不確かさ及び感度解析を行い、その結果も記載した。