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原子力発電所のPRAと国内故障率: 

原子力発電所のPRAと国内故障率 (財)電力中央研究所 原子力情報センター

PSAの実施手順: 

PSAの実施手順 ET解析 FT解析

ET解析 解析の流れ: 

ET解析 解析の流れ プラントのシステムに習熟 プラントの応答 安全機能の定義 起因事象の選定 事故シーケンスの設定 システムのモデル化 (フォールトツリー(FT)解析) プラント損傷状態評価 システムの成功基準の設定 (NUREG/CR-2300 PRA Procedure Guide)

ET解析 起因事象の選定: 

ET解析 起因事象の選定 国内の運転実績 安全評価審査指針 運転実績の調査 EPRI NP-2230 etc. 既存のPSA研究 起因事象の選定 発電用軽水炉型原子炉施設の安全評価に関する審査指針 (1990年 原子力安全委員会決定) 包絡性確認 対応調査 集約包絡性確認 比較

ET解析 事故シーケンスの設定: 

ET解析 事故シーケンスの設定 設定方法 起因事象毎にEventTreeを作成 作動が必要な設備、操作を時系列的に考慮 設備、操作の成功、失敗シーケンスを評価 成功、失敗の考慮が不要なシーケンスを評価 設定例

イベントツリー(ET)の例: 

イベントツリー(ET)の例 大LOCAに対するイベントツリー解析例

ET解析 起因事象発生頻度(典型例): 

ET解析 起因事象発生頻度(典型例)

FT解析 解析の流れ: 

FT解析 解析の流れ

フォールトツリー(FT)の例:対象系統: 

フォールトツリー(FT)の例:対象系統

フォールトツリー(FT)の例: 

フォールトツリー(FT)の例 システム 機能喪失

FT解析に用いられる記号: 

FT解析に用いられる記号 IN OUT 条件

FT解析 評価ツール: 

FT解析 評価ツール PSA計算コード WinNuPRA/NuPRA SCIENTECH社 Saphire INEEL CAFTA EPRI RISKMAN PLG社 SETS SANDIA国立研究所 FT-Free テプコシステムズ 重要度評価システム 電中研

従来の電力IPEでの故障率データ: 

従来の電力IPEでの故障率データ 平成元年度に行われている従来の国内IPEでの考え方 (1) 国内で独自の実績データがPSA評価で使用でき得るレベルで得られているものは、これを優先的に利用する。 ディーゼル発電機の起動失敗 (全交流電源喪失事象検討WG報告書 [通産省]) (2) 米国の機器故障データでは、故障の詳細が比較的トレースしやすいデータを使用する。(機械系機器:) 米国NRCのデータ(NUREG/CR-2815,CR-2728,WASH-1400等) 米国LERに基づく故障(NUREG/CR-1205,CR-1363等) (3) 上記のデータが設定できない機器については、それに準じたデータソースを使用。 IEEE Std-500 (1984、1977)等 (1)、(2)、(3)のデータソースも得られない機器は、米国のPSA等で使用したデータを設定。 共通要因故障(NUREG-1150、CR-4550)、 ヒューマンエラー(CR-1278)

現在のPSRで用いられる故障率データ: 

現在のPSRで用いられる故障率データ 前述の米国データ及び、電中研データをベースに用いた原安協報告の国内機器故障率、又は電中研データの年度拡張版。 国内機器故障率に関しては 機器の故障率に関しては、国内の実績データを用いて算出し利用する。 10カ年34プラント対象の機器故障率(原安協) 16カ年49プラント対象の機器故障率(電中研) 国内でデータソースが得られない場合は、米国のPSA等で使用したデータを設定。 共通要因故障のβファクタ値、ヒューマンエラー率

米国主要データとの比較 故障率データの種類と概要(1): 

米国主要データとの比較 故障率データの種類と概要(1)

米国主要データとの比較: 

米国主要データとの比較

国内故障率の基礎データの 収集および算出: 

国内故障率の基礎データの 収集および算出 47万機器 1230件 16カ年49プラント

機器員数データ:系統と機器の分類整備: 

機器員数データ:系統と機器の分類整備 調査対象系統 BWR20系統、PWR13系統の安全系および主要な常用系 PSAで対象となる安全系及びそれらの系統にある機器と同等の運転状態にある機器を実機の系統図より分類し整備

対象系統: 

対象系統

機器のバウンダリ: 

機器のバウンダリ

機器仕様データ: 

機器仕様データ

機器仕様データ(リスト画面): 

機器仕様データ(リスト画面)

故障の分類: 

・各事例の検討内容の整備 ・系統毎の機器の仕様データの  整理と確認 ・技術継承データベースの管理 故障の分類

時間故障率の算出: 

時間故障率の算出 機器の故障率 λ = r / T〔1/h〕 r : 故障モード別故障件数 T : 延べ運転時間(延べ待機時間) なお、故障件数が0件の場合は0.5件と仮定した。 ポンプ、ファン/ブロアの故障率 起動失敗は安全系待機機器を対象、 継続運転失敗は常用系運転機器を対象 として故障率を算出

プラント固有データの活用 -米国: 

プラント固有データの活用 -米国 “The Bayesian Analysis Reliability Tool (BART) was used to generate distributions (mean, 5th and 95th percentile) for each reactor by performing an update of the pre-1989 generic distribution with the plant specifc 1989-1998 data for each reactor. Figure 2 provides an example result from the BART update process.” DERIVATION SHUTDOWN INITIATING EVENT FREQUENCIES , Jefrey T. Mitman, EPRI : PSAM5. 基本的にGenericではなくSpecificデータを利用する。 ・燃料交換停止時毎にNUREG等のデータから発電所の実績を用いてベイズ処理等を用いて個別データにアップデート

重要度分類表示例 (主給水喪失時): 

重要度分類表示例 (主給水喪失時) 注: この試計算はCDFではなく、系統の機能喪失を元に重要度ランキングを付けている。

重要度評価分類(1/2): 

重要度評価分類(1/2) (1) Birmbaum重要度   着目事象Aの発生の有無が系統の非信頼度に及ぼす影響度を表す。 (2) Criticality重要度   系統の非信頼度が着目事象Aの発生によって生じる確率(寄与率)を表す。 (3) Risk Achievement Worth   着目事象Aの発生確率が1になった場合の系統非信頼度の増加割合を表す。ある機器が必ず故障すると仮定した場合に、系統非信頼度の増加に最も大きく寄与する機器を抽出する。

重要度評価分類(2/2): 

重要度評価分類(2/2) (4) Risk Reduction Worth   着目事象Aの発生確率が0になった場合の系統非信頼度の低減効果を表す。ある機器の故障が完全に防止できると仮定した場合に、系統非信頼度の低減率の効果を表わすため、予防保全の対象として効果のある機器の抽出に適する。 (5) Fussell-Vesely重要度   着目事象Aを含む最小カットセットがどれだけ系統の非信頼度に対して寄与しているかを示す。

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