Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.935 - 957, 2024/07
被引用回数：2 パーセンタイル：43.92(Nuclear Science & Technology)For all the nuclear reactor systems, quantitative assessment of the accident management (AM) effects against long-term external hazards became one of the essential issues after the lesson learned from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident. However, the influence from the safety systems' stochastic and dynamic shifting between multiple working states, which is related to the interaction with the adjacent components/systems in general, has not been accounted for yet. Therefore, this research aims to develop a dynamic probability risk assessment tool considering repairable multi-component interdependency for investigating the AM influences on the multi-state safety systems under long-term external hazards. Based on the newly proposed methodology in this research via integrating the Petri Net (PN) model with the continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) method, a framework applying PN-CMMC methodology to a severe accident analysis code, SPECTRA, had been originally constructed. Different AM influences on the multi-state decay heat removal systems against long-term volcanic ashfall were also quantitatively confirmed, indicating that halving the repairing time is more influential in suppressing the core damage frequency than doubling the number of adjacent electricity support systems. Therefore, the PN-CMMC-SPECTRA framework can further assess the uncharted dynamic multi-state concerns, leading to a safer AM strategy.
Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
Quantitative assessment of the effect of accident management on the various external hazards is essential in the nuclear safety analysis. This study aims to establish the dynamic probabilistic risk assessment methodology for sodium-cooled fast reactors that can consider the transient plant status under continuous external hazards with corresponding countermeasures operating stochastically. Specifically, the Continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) and Deterministic and Stochastic Petri Nets (DSPN) methods are newly applied to the severe accident analysis code, SPECTRA, which can conduct dynamic plant evaluation in the different severe accident conditions of nuclear reactors, to develop an evaluation methodology for typical external hazards. In the DSPN-CMMC-SPECTRA coupled frame, the latest safety functions of the plant components/systems can be stochastically determined by the DSPN-CMMC grounded on the current plant states under continuous hazard and the interaction between the multi-state components/systems; then, SPECTRA can evaluate the following plant state determined by the latest safety function of the components/systems. Therefore, the advantage of this newly developed DSPN-CMMC-SPECTRA frame is having the capability to quantitatively and stochastically evaluate the transient accident progressions that potentially lead to the core damage under the continuous external hazard scenario. As for the preliminary exam on the DSPN-CMMC-SPECTRA frame, one of the typical external hazards of continuous volcanic ashfall is selected in this research. In addition, the numerical investigation of alternative accident management' effects has also been carried out and quantitatively confirmed in this research.
Li, C.-Y.; 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
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。
山本 智彦; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 原 裕之*
Nuclear Technology, 206(12), p.1875 - 1890, 2020/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所の事故を受けて、2010年までに設計されたJSFR建屋に対する地震や津波等の外部事象に対しての評価と対策案について報告する。
岡野 靖; 山野 秀将
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00517_1 - 16-00517_10, 2017/06
本論文は、ロジックツリーにおける頻度/確率変数の変動に対する森林火災ハザード曲線の感度評価を行ったものである。森林火災の発火時刻に対する感度としては、反応強度と火線強度のハザード曲線の強度をそれぞれ4%と14%増加させる効果があった。発火が生じる地点の発生確率分布に対する感度としては、反応強度と火線強度のハザード曲線の頻度を+70%
-40%変化させる効果があった。森林火災に対する広域消防の効果を無視した場合、反応強度と火線強度のハザード曲線の頻度を40-80倍増加させる効果があった。本研究により、森林火災のハザード曲線に対して最も感度の高い要因は、発電所に森林火災が到達する前までに広域消防により消火される効果が期待できるかであることが示された。
高田 孝; 東 恵美子*
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1749 - 1757, 2016/11
被引用回数：5 パーセンタイル：39.52(Nuclear Science & Technology)東京電力福島第一原子力発電所事故以降、外部ハザードに対する原子力発電所のマージン評価が重要となっている。本論文では、外部ハザード発生時のプラント応答を定量的にかつ統計的に評価することを目的に、連続マルコフ連鎖モンテカルロ(CMMC)法をプラント動特性ツールに援用した新たな評価手法を開発した。CMMC法では現在のプラント状態をもとに機器の機能喪失確率を評価し、モンテカルロ法を用いることで様々なプラントシーケンスを個別に評価する。本論文では開発した手法を用い、積雪ハザードにおけるナトリウム冷却高速炉の事象進展を評価した結果について報告する。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一
Nuclear Engineering and Design, 308, p.86 - 95, 2016/11
被引用回数：7 パーセンタイル：50.73(Nuclear Science & Technology)本論文は、主にナトリウム冷却高速炉(SFR)の崩壊熱除去機能に関して外部ハザード評価及び事象シーケンス評価を通じて積雪の確率論的リスク評価(PRA)手法を記述する。典型的な日本のSFRサイトにおける最近50年間の気象データを用いて、日降雪深(降雪速度)と積雪深を日降雪深で除することで求められる降雪継続時間の組み合わせることで積雪ハザードカテゴリを設定した。各積雪ハザードカテゴリに対して、崩壊熱除去喪失を表すいくつかの分岐からなるイベントツリーによって、事象シーケンスを評価した。アクシデントマネジメントとして、除雪作業と空気冷却器ダンパ手動操作がイベントツリーに取り入れられた。また、アクセスルート失敗確率モデルもイベントツリー定量化にあたって開発された。本論文では、積雪PRAにより、炉心損傷頻度が10
/炉年以下であることを示した。支配的な積雪ハザードカテゴリは、1-2m/dayの降雪で0.5-0.75dayの継続時間の組み合わせであった。重要度解析及び感度解析によって、アクセスルート確保がリスクに対する寄与が高いこともまた示された。
岡野 靖; 山野 秀将
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(8), p.1224 - 1234, 2016/08
被引用回数：5 パーセンタイル：39.52(Nuclear Science & Technology)森林火災に対するハザード曲線の評価手法を構築した。手法は、ロジックツリーの構築、火災強度の応答曲面の導出、モンテカルロシミュレーション、年超過確率の導出のステップからなる。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。高速炉立地近傍での植生条件・天候条件を与え、燃焼強度と火線強度のハザード曲線を導出した。
近澤 佳隆; 加藤 篤志; 早船 浩樹; 島川 佳郎*; 神島 吉郎*
Nuclear Technology, 192(2), p.111 - 124, 2015/11
被引用回数：1 パーセンタイル：8.75(Nuclear Science & Technology)JSFRに対する厳しい外的事象評価を行った。耐震設計としては安全上重要な機器が直近の強い地震に対して機能が維持できることを確認した。また、津波に対しては可能的な全交流電源喪失を評価した。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.454 - 465, 2015/05
本論文では、プロジェクト概要に加えて、主に強風PRA手法開発について述べる。強風PRA手法を開発するにあたって、まず、我が国で記録された気象データに基づき、ワイブル分布及びグンベル分布を用いてハザード曲線を推定した。得られたハザード曲線は、イベントツリー定量化のために5つのカテゴリに離散化した。次に、崩壊熱除去に関連した設備に対する破損確率を求めるために、2つの確率の積で表すことにした。すなわち、飛来物が崩壊熱除去系の空気吸気口と排気口に入る確率と飛来物衝突による破損確率の積である。イベントツリーに基づき最終的に得られた炉心損傷頻度は、グンベル分布で求められたハザード発生頻度の離散化した確率に条件付除熱失敗確率を乗ずることによって、約6
10
と推定された。支配的なシーケンスは、飛来物衝突による燃料タンク火災を従業員が消火できず、崩壊熱除去喪失に至ることであると導かれた。
岡野 靖; 山野 秀将
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05
森林火災の延焼及び煤煙移行の数値シミュレーションを行い、天候条件に対する感度、及び、ナトリウム冷却高速炉の空気冷却器エアフィルターにおける煤煙積算量を評価した。森林火災延焼シミュレーションはFAR SITEを用い、時間進展に伴う火災エリアの拡大と反応強度、火線強度を導出した。煤煙移行挙動はALOFT-FTを用い、PM2.5/10粒子の空間濃度分布を導出した。エアフィルターにおける煤煙積算量は単位面積あたり数百グラム程度と見積もられ、これは運転上の制限である15kgを大きく下回ることが分かった。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05
本論文では、プロジェクト概要に加えて、主に積雪マージン評価手法開発について述べる。積雪マージン評価には降雪速度と継続時間の組み合わせが指標となる。降雪中は除雪が期待できるから、除雪速度が降雪速度を下回ったときに除熱失敗と定義すると、その除熱失敗に至るまでの降雪継続時間がマージンとみなされるという積雪マージン評価手法を開発した。
