高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(II); 崩壊熱除去系の動的信頼性評価手法の開発

• 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(II); 崩壊熱除去系の動的信頼性評価手法の開発
• Author/Editor: 藤井 正; 家田 芳明; 米川 強; 田村 政昭; 中西 征二; 谷山 洋
• Author Heading: 藤井 正; 家田 芳明; 米川 強; 田村 政昭; 中西 征二; 谷山 洋
• Publication Date: 1988-06
• Publication Date (W3CDTF): 1988-06
• Alternative Title: Study on the main design parameters of large seale fast breeder reactor(II); Development of dynamic reliability evaluation technique for decay heat removal system
• Periodical title: PNC TN9410 88-062
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 高速増殖炉の安全設計においては、炉心崩壊事故を設計基準外事象として位置づけるため、原子炉停止系と並んで崩壊熱除去系に高い信頼性が要求されている。このため現在提案されている各種の崩壊熱除去系に関する検討を進めるにあたり、定量的な信頼度評価手法の確率が望まれていた。60年度要素技術設計研究(2)において、崩壊熱除去系の信頼度評価手法として、従来のフォルトツリー解析では不十分であり、プラントの状態遷移を考慮した動的な解析評価の必要性が示された。この指摘に基づき、マルコフモデルを用いた動的信頼性評価解析コードDRACを開発した。本コードでは、信頼度評価に対する時間的寄与として、以下の2点を考慮している。(1)崩壊熱の時間変化に従った必要除熱量の推移(Phased Mission法) (2)プラント機器の故障・修復を考慮した冷却能力の推移(マルコフモデル)本コードの解析機能の検証を目的に、実機評価の一例として要素技術設計研究(2)におけるループ型プラント(崩壊熱除去系;SG直列コールドレグ設置型補助炉心冷却系)を対象に、信頼度を評価した。その結果、系統構成や、機器の従属関係の異なるシステムについても、信頼度を用意に比較検討できることがわかり、実機プラントへの適用性を確認した。今後は、動特性コードを用いたプラントの除熱能力評価、及びCREDOデータベース等により機器の故障率・修復率データの設備拡充を行い、実機プラント設計研究への活用を図る予定である。; In a safety design of Fast Breeder Reactor (FBR), high reliability for the decay heat removal systems (DHRSs) is required as well as the reactor shutdown systems in order to define core disruptive accident as the Beyond Design Basis Accidents (BDBAs). Therefore, it had been desired to establish the quantitative reliability evaluation techniques for DHRSs. In the Key Technological Design Study(II), it was represented that a usual fault-tree analysis was insufficient as a reliability evaluation technique for DHRSs and the development of a dynamic analysis tool considering the state transition of the reference plant was required. On the basis of suggestions, the dynamic reliability analysis code DRAC, to which a Markov model is applied, has been developed. In this code, following two time- dependent effects in reliability evaluation are considered. (1)Transition of required removal heat according to the time-dependency of decay heat. (using the Phased Mission method) (2)Transition of plant coolability considering the failure and repair of plant components. (using the Markov model) To verify the analytical capability of this code, the reliability analysis of a typical loop type plant with four IRACSs designed in the Key Technological Design Study(II) was performed as an example analysis for the practical FBR plant. The results of the analysis showed that the reliability of the plant can be easily estimated in cases of all different systems on the design concepts and the dependence of the equipments, and so the applicability of this code for the practical plant was confirmed. After this, we will utilize this code for the reliability analysis in the practical FBR plants design study through both the estimation of the decay heat removal capability by the plant dynamic analysis codes and the application of the failure and repair rate data of the components in the CREDO data-base, etc.
• Source: /PNC-TN9410-88-062.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9410-88-062.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.: 高速増殖炉の安全設計においては、炉心崩壊事故を設計基準外事象として位置づけるため、原子炉停止系と並んで崩壊熱除去系に高い信頼性が要求されている。このため現在提案されている各種の崩壊熱除去系に関する検討を進めるにあたり、定量的な信頼度評価手法の確率が望まれていた。60年度要素技術設計研究(2)において...