2024年春の年会

講演情報

一般セッション

IV. 原子力プラント技術 » 402-1 原子力安全工学(安全設計,安全評価,マネジメント)

[2D13-15] 不確かさ取り扱い手法

2024年3月27日(水) 15:50 〜 16:40 D会場 (21号館3F 21-312)

座長:成川 隆文(東大)

16:05 〜 16:20

[2D14] 3ループPWRプラント ATWSに起因するTI-SGTR解析

(2)統計評価システムの開発及び試解析

*菊池 航1、堀田 亮年1、蒲田 正2 (1. 原子力規制庁、2. 株式会社FMIC R&D)

キーワード:シビアアクシデント、ソースターム評価、不確かさ解析、ATWS、TI-SGTR

3ループPWRプラントにおけるATWSに起因する温度誘因伝熱管破損解析を対象としたMELCOR2による統計的ソースターム評価手法の整備を進めている。既往研究である重要物理現象抽出検討に基づき統計パラメータ及び確率分布を選定した。伝熱管のクリープ破損は、主蒸気管及び加圧器サージ管のそれと競合することから、各部に用いられる材料のクリープ特性や、伝熱管の経年摩耗による応力集中に関する不確かさをMELCOR2のユーザー関数機能により実装した。本検討では、試解析としてLatin Hyper Cube法により生成された50ケースのサンプルケースを実行したところ、有意な異常終了が発生した。プラント挙動を代表する5個程度の変数時刻歴に基づくモデル同定を正常終了と異常終了の場合において実施し、Akaike情報量規準に基づく確率構造変化、変数間コヒーレンシ等に基づき、異常終了ケースにおける伝熱管累積クリープ損傷係数の結果を客観的に推測することを試みた。

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