[1M01-04] 不確かさ評価1

[1M02] 統計的安全評価⼿法における核計算コードに起因する不確かさ伝播に関する検討

(6)プラントデータ不確かさの動特性解析への影響

*望月 康平¹、鍵山 留衣¹、山田 雄士¹、山名 哲平²、本間 雄滋²、金子 浩久²、原田 健一³ (1. 日立GE、2. GNF-J、3. 中部電力)

キーワード：BWR、統計的安全評価、不確かさ、プラントデータ、ランダムサンプリング法、TRACG

統計的安全評価手法においては，最適評価（BE）コードを用いて，モデルや入力データの不確かさを考慮した統計解析を行うが，安全評価の観点で不確かさを定量化すること，及びその影響量を把握することは重要である。2017年春の年会で，(1)全体計画，(2)共分散核データの静特性解析への影響，(3)共分散核データの過渡解析への影響，(4)製造公差の静特性解析及び過渡解析への影響について報告した。

発表(5)(6)では，プラントデータ不確かさの影響について報告する。手法は，プラントデータ不確かさを取り込んだ三次元沸騰水型原子炉模擬計算，三次元動特性解析コードによるプラント過渡解析を一貫して行うランダムサンプリング法による。プラントデータ不確かさには，現行の安全解析を参考にして，熱出力・圧力・流量の3つのパラメータを選定した。
本発表では，三次元動特性解析コードによるプラント過渡解析結果について報告する。