高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究,3; 動的信頼性解析コードDRAC02の検証と適用

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究,3; 動的信頼性解析コードDRAC02の検証と適用
• Author/Editor: 藤井 正; 棟方 哲弥; 森山 正敏
• Author Heading: 藤井 正; 棟方 哲弥; 森山 正敏
• Publication Date: 1989-05
• Publication Date (W3CDTF): 1989-05
• Alternative Title: Study on the main design parameters of large scale fast breeder reactor,3; Validation and Application of dynamic reliability analysis code DRAC02
• Periodical title: PNC TN9410 89-094
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): (目的)原子炉停止後において、崩壊熱の時間変化に伴い炉心冷却に必要な除熱容量が低下すること、及び機器の故障・修復に伴い冷却能力が時間的に推移することを考慮した崩壊熱除去系の動的信頼性解析コードDRAC02を検証し、実機プラントへの適用をはかる。(方法)まずコード検証のための簡易モデルとして、4系統の崩壊熱除去系かせ構成されるプラントを対象に、非常用ディーゼル発電機(D/G)の冗長性と除熱ループ数をパラメータとして信頼度を評価した。さらに非常用D/Gに着目して、IMPROVEコードを用いて、非常用D/Gの故障がシステムの故障に与える影響を表す重要度を評価した。次に、実機プラントの崩壊熱除去系への適用例として、60年度要素技術設計研究(2)におけるIRACS(2次系共用型補助炉心冷却系)、及び63年度リファレンスプラント設計研究におけるPRACS(IHX内蔵型直接炉心冷却系)を対象に、DRAC02コードを用いて、系統分離、自然循環除熱の有効性をパラメータに信頼度を評価した。(結果)簡易モデルの信頼度評価結果を銃声のフォールト・ツリー解析結果と比較し、マルコフ・モデルに関する計算手順の妥当性を確認した。さらに重要度評価により、システムの信頼度に関する非常用D/Gの依存性が明確になった。また実機プラントへの適用解析では、いずれのシステムとも107/作動要求以下の非信頼度を示したが、今後入力として与えた機器の故障率データに基づく解析結果の不確かさを評価する必要がある。(結論)フォールト・ツリー解析との比較により、DRAC02コードの解析機能を検証した。またこれらの信頼度評価結果から、実機プラントの崩壊熱除去系として、非常用D/Gを2台設置し、[50\%$\times$4系統]の除熱容量とするシステム構成が望ましいことがわかった。; The purpose of this study is to verify the dynamic reliability analysis code DRAC02 for decay heat removal system (DHRS), which was considered the transition of required removal heat according to the time-dependency of decay heat, and the transition of plant coolability due to the failure and repair of plant components after the reactor shutdown. And also the purpose is to apply the DRAC02 code for the practical plants. Firstly, as the simplified model for verification of this code, parametric reliability analyses of the plant which comprises four DHRSs were performed with respect to the redundancy of the emergency diesel generators (D/Gs), and the number of heat removal loops. Further noticing the D/Gs, using IMPROVE code, importance analyses of above plant were performed. In this report, importance was represented the influence on the failure of plant systems due to the failure of the D/Gs. Next,using DRAC02 code,asthe application for practical plants, parametric analyses of the lntermediate Reactor Auxiliary Cooling Systems (IRACSs) of the Key Technological Design Study (II) in 1985, and of the Primary Reactor Auxiliary Cooling Systems (IRACSs) of the Reference Plant Design Study in 1988 were performed with respect to the system diversity, and the effectiveness of natural circulation heat removal. The reliability results of the simplified model were compared with those of usual fault-tree analyses. Consequently, validity of the calculation procedure of the Markov model was confirmed. Moreover, dependency of D/Gs to the system reliability were made clear by the importance evaluations. Further, in the application analyses, the results showed that the unreliability of both systems were less than 10$^{-7}$/demand. However, it was necessary to evaluate the uncertainty of the results due to the data of the failure and repair rates of the components which were given as input data. According to the comparison of the fault-tree analyses, analytical capability ...
• Source: /PNC-TN9410-89-094.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9410-89-094.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: (目的)原子炉停止後において、崩壊熱の時間変化に伴い炉心冷却に必要な除熱容量が低下すること、及び機器の故障・修復に伴い冷却能力が時間的に推移することを考慮した崩壊熱除去系の動的信頼性解析コードDRAC02を検証し、実機プラントへの適用をはかる。(方法)まずコード検証のための簡易モデルとして、4系統の...