2017 Fall Meeting

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Oral presentation

III. Fission Energy Engineering » 306-1 Nuclear Safety Engineering, Nuclear Installation Safety, PSA

[1C08-12] Safety Assessment for Light Water Reactors 2

Wed. Sep 13, 2017 2:45 PM - 4:05 PM Room C (Open Hall - B1 Block)

Chair:Isobe Yoshihiro (NFI)

3:45 PM - 4:00 PM

[1C12] Uncertainty evaluation for fracture boundary of non-irradiated Zircaloy-4 cladding tube under LOCA conditions

*Takafumi Narukawa1,2, Akira Yamaguchi1, Sunghyon Jang1, Masaki Amaya2 (1. UTokyo, 2. JAEA)

Keywords:LOCA, Zircaloy-4, fracture boundary, uncertainty evaluation, Bayesian inference, information criterion

冷却材喪失事故(LOCA)時の被覆管の破断限界の不確かさを定量的に評価するため、非照射ジルカロイ-4被覆管に対するLOCA模擬急冷破断試験により得られたデータに対し統計解析を実施し、被覆管の破断確率を評価した。一般化線形モデルに対するベイズ推定により、等価被覆酸化量(ECR)を説明変数とした破断確率評価モデルを構築した。構築した複数のモデルに対し情報量規準であるWAIC及びWBICを用いたモデル選択を実施し、次に得られるデータと真のモデルの双方の予測精度の観点からlog-probitモデルが適していることを明らかにした。このlog-probitモデルを用いて評価した破断確率の5/95確信度に相当するジルカロイ-4被覆管の酸化量は20% ECRであった。