原子力プラントの確率論的安全解析支援用プログラムの開発

特集･沸騰水型原子炉

_{=･D･C･〔る21.311.25:る21.039.524.44.034.44〕.001.25:519.2ト74:る81.322.0る}

原子力プラントの確率論的安全解析支援用

プロ･グラムの開発

Deve10Pment

_Of

Programs

to

Assist

Probabilistic

SafetY

AnalYSIS

for

Nuclear

Power

Plants

近年,煉十カブラントの安全作を検証するため,確率論的二女仝f畔仰手法が広く用い られ始めている.｡二の解析グ):じ安部分をなすイベント､ソリー分析,及びフォルトツリ ー分析をよ揺するコンヒュ一夕プログラムとLて,それぞれいPANETI'及び▲-SUPKIT'' を開発した いPANET''はFortranⅣで約8,000ステ､ソ■7■のプログラムで,枚数の系統間に八過 似l人仙女挿三がある域ナナにも,_【1二Lく･fil牧リスクいl描立党生岨度×呈jをj懲の大きさ)の推延 か【り▲能である√〕一方,いSUI)KIT''は,FortranⅣで約4,000ス.テリブのプログラムで, ヒューマンエラーなども考■膚Lながら.系統のi牧特価宰の計算か可能である｡)本フ■ ログラムを外部電i咄出大丸牧の分析に適用した結果,川様な事故解析に対する本フL■ ログラムの実別朋三を確認することかできた｡ u

緒

言 近年,悦子カブラントのいっそうの二女全作IrりLが要求され ている｡この安全性を検証するため,米国煉了･力規制委員会 ♂)ラスムソセン報告で提案された確率論的∠安全解析手法1)か 上とく用いられ始めている｡従来の安全解析は,あJ〕かじめ想 完三された特延の大事故の7ごロセスとその右をき竿解析にとどまっ ていたか,上記手法を絹いて解析∴㌻れば,発生するかも知れ ない事故の椎々の形態を止こく泊;れなく扱え,事故のプロセス や;去壬響だけでなく,機器の信相性や安全装荷の信純度と関係 付けて車放の発生期度及びリスク(｢事故影響×発生頻度+と フラントの設計 プラントの改良 佐々木良一*

大沢康男**

富永研司料*

月〟∂J亡んJSα∫α丘/ yαざ比0 05α以フα 打()71ノ∫rりmJrlαgα 定義)の推完三かl】一能である｡ Lかし,二の解析には多大の計算韻を必要とするので,効 率的かつ正確な計算のためには,解析支援用プログラムの幣 イ備が必要とされていた｡本論文では,卜記グ)目的のために日 ￣在製作所で開発した二つク)コンヒュ一夕プログラムの機能と

BWR(Boiling Water _{Reactor)プラント♂)安全解析への過}

柑に怯づく,ri-リブログラムの有効件の検討三結果について述 べる.二, 〔確率論的安全解析の手順) ① ② 初 期 事 象 の リストアップ _{の構=造の決定} イベントツリー ③ 事故シーケンス別影響の推定 ④ 系統の故障確率の計算 (フォルトツリー分析) (イベントツリー分析) ス ク ⑤

』

イベントツリー分析 支援用プログラム "PANET'' フォルトツリー分析 支援用プログラム "S〕PKIT'' O N リスクは 十分小さいか｡

㈱●l

S E Y 安全性の確認 リスク=事故発生頻度×影響の大きさ

注:略語説明 _{叫PANET”(Program} for Ana】ysis _{with巨vent Tree)}

l`SUPKIT''(Supe｢Klnetic Tree TheorY〕sed _Program)

区= _{確率論的安全解析の手順と支援用プログラム 確率論的安全解析の主要部分は,イベントツリー分析とフォルトツリー分析から成っている｡これ} らの解析結果は,プラントを改良Lたり,プラントの安全性を確認するのに用いられる｡ * 臼て仁製作所システム開発研究所 ** 口立製作所エネルキ∴-一研究所_丁字博十 **串 日立製作所電力事業本部 15

634 日立評論 VOL.62 _No.9=980-9)

呵

解析支操用プログラムの開発

確率論的安全解析は,ETA(イベントツリー分析)とFTA

(フォルトツリー分析)を組み′ナわせ,図1に示すような手順

で実施するものである｡ETAの実施を助けるためプログラ

ム"PANET''(ProgramforAnalysis _with EventTree)を開

発し2),FTAの実施を肋けるため7∪ログラム"SUPKIT”(Super Kinetic Tree Theory Used _{Program)を開発した3)｡} 2.1イベントツリー分析支援用プログラム"PANET'' ETAは,二大の二つの過程から成っている｡

(1)定性的ETA過程(図1中の②)

大事故の引き合となる可台引生のある異常事象(初期事象と呼 ぶ｡)と,事故の拡大を【坊1Lする諸系統(炉停止系,非常用炉ノL､ 冷却系など)の作動の成功,失敗によって生ずるすべての事故 波及過程(事i牧シーケンスと呼ぶ｡)を,1校のET(イベント ツリー)図を用いることにより,イ封木二伏に表示することができ る｡上流側の弁閉鎖機能及びフィルタリング機能:という二つ の事故拡大防止機能がある系で,初期事象として配管破断が 生じた場合の各事故シーケンスは.図2の左下部のようなET で表ホすることができる｡このETで,例えば,事放シーケ ンスS3は,配管破断が生じた際に_L流側の弁の閉鎚真には失 敗するが,放射能除去フィルタの機能は正Lく働く場合を表 わしている｡

(2)定量的ETA過程(図1中ク)⑤)

FTAにより計算した諸系統の故障確率(非信輔度)と,み 種の事故影響推定モデルにより計算した影響の大きさを用い て,事故シーケンス別に発牛頻度とリスクを推定することが 〔入力〕 イベントツリーの構成 〔出力〕 できる｡図2の例では,影響として住上亡被曝線量を採用して おI),リスクは単イ立時間当たりの被曝線量で与えられている｡ 二のようなETAを実施することにより,発生の可敵性の ある事故シーケンスを,広範細かつi占=†;れなく表現できるとと い二,事放シーケンス別のリスクの推て右が容易となっている｡ ニれを支援するために開発Lたプログラム"PANETl'は, FortranⅣで約8,000ステップ■から成り,約500kバイトのメモ リを必要とする｡その人出力及び構成は,図2にホすとおり

であり"PANET-Prel'は過程(1)を,"PANET-Mainは過程(2)

をそれぞれ実施するためのものである〔〕 本プログラムを使代することによl),特に次のような効果 か期待できる｡ (1)校数の系統(安全防撼系など)側にJ仁池原因故障かある場 子㌣ク〕解析の谷易化･正確化 系統間に共通原開放【苛かある場†ナには,共通原田となるi投 降(例えば,全通常電源喪失故障)が認識できても,事故シー ケンス発生卿度の了t確な計算は容易でなく,従来は権雉な条 作付碓や満貸を練j垣L実施しなければならなかったしつ _共通原 田放符を無視Lて計符を行なうと,発牛歩糾空を大小副二過少請平 価LてLまう可能件かあり,二の計算を芥易化することの必 要作は高か一1た｡ ニグ)ため,古那章煉【勾の共通惟さえ指;上すれば､止しく 自動 的にl汁箆を行なえるようにするため,仁言敵性理論の分野で近 平川いノ〕れ始めたフライムインフリカントセット法4〉を"PA NET-Mainに偉人している､〕 (2)二事放シーケンス発生渉副空椎左伯確率分布計算の容易化･ 高速化 ー■PANET” iPANET-Preり ック

の削除など)

小PANET-Maln'1

(憲琵て三言諸賢発生雛)

_....二+

〔入力〕 事故シーケンス別 影響の大き さ 系統の非信穐度 ほか ↓ ●

l

イベントツ･ト構造

Il

発生頻度及びリスク l 初期事象 _{ヘッディング項目} 事故 シー ケンス l 口 !ⅠⅠ l Ⅰ A B _発生頻度 (y￣l) 住民被曝線量 (rem) リスク =×1り (｢em･･■少￣】) 配管破断 上流側の 弁閉鎖 フィルタ リング機能 S】 1×10￣6 _{5×10￣2 5×10￣8} PJ=1×10｢6 (y￣1) --◆成功

l失敗

S2 1×10￣11 5×10+1 5×1012 S3 _{4×10￣12 2×100 8×10￣12} S一】 4×10【17 2×101 _8×10￣16 非信矩度 4×10】6 _{1×10▼5 5×10￣阜}

+.

〔イベントツリー図の一例〕

｢≡

事故影響 推定モデル SUPKIT' 〔出力〕 事故影響一発生頻度2次元図 10｢与 ん)U 9 ハリ l ワ一 一 一 〇 〇 〇 一 一 1 1 1 0 人U n) 一1 1 1 (【こ 髄梵胡粁代人心-入瀬林

_++三

亡

耳平均値

事故シーケンス ナンバー 0%信頼区間

㌔3

1

10￣こぅlO￣2101100 ₁₀₁₁₀₂ -住民被曝線量(rem)

+

図2"PANET''の構成と入出力 _{イベントツリー分析支援用プログラム･･pANET”は,FortranⅣで約8′000ステップから成る｡･･supKlT▼･によって計算され} た事故拡大防護系の非信頼度(アンアベイラビリティ)などを入力として,事故シーケンス別のリスクを計算する｡ 16

各機器の故障率に不確実性があるため,それらを用いて計 算した事故シⅦケンス発生頻度に生ずる不確実性も考庵せぎ るを得なし､｡したがって,事故シーケンス発生頻度推定値の 確率分布を計算しておくことが望ましい｡このため,計算時 間一推定精度比が良いとされている(a)カンテリーの不等式を 用いる方法,(b)ジョンソンのSβ分布を用いる方法,(c)数値 積分を用いる方法の三つをプログラムに組み込んでいる2)･5)｡ 計算時間は,(c),(b),(a)の順に′トさくなり,計算精度は,(a), (b),(c)の順に良くなるので,目的に応じて計算方法を使い分 けることができる｡

(3)ET図やりスク比較図の作成,佗正に要するマンパワー

の低i成 ETの一つの枝の追加,削除を行なうと,ETは構造的変 化を伴うため,大幅な図の変更と修正に,多大の時間を要し ていた｡このため,人力デ【タの簡単な帽正により,出力の 修正ができるようにしている｡また,出力結果をそのまま提 出資料として使えるようにするため,出力フォーマットに配 慮するとともに,Ⅹ-Yプロッタによる出力も可能としている｡ このような機能をもつプログラムについては,その必要性 が指摘されながら6),国内外で開発がなされていなかったもの である｡ 2.2 _{フォルトツリー分析支援用プログラム"SUPKIT”} FTAでは,ETに示された事故の拡大を防止する諸系統 の非信綿度を,次の手順により計算する｡ (1)系統が機能を喪失するに至る原因をFT(フォルトツリー) で表現する｡図2の例で示した上流側の弁閉鎖失敗に関する FTは,例えば,図3の左下部に示すようになる｡ 原子力プラントの確率論的安全解析支援用プログラムの開発 635

(2)系統の非信根度計算に必要な構成機器の故障率,系統の

ノ太検周期,系統の動作時間などを与える｡

(3)系統を故障に至らせるための必要最′トの機器故障の組合

せ(最小カットセット)を求める｡ (4)最小カットセットを用いて確率演算を行ない,系統の非 信輔度を計算する｡ FTAでは,信相性プロ､ソク図などを用いる場合と異なり,

機器故障だけでなく,ヒューマンエラーも容易に扱えるとい

う長所をもっている｡ これを実行するプログラム"SUPKIT''(FortranⅣ4,000 ステップ)の入出力及び構成は,囲3に示すとおりである｡ "supKIT”は,三つのサブプログラムから構成されている｡ TREELは,FTの論理エラーのチェ､ソクと,計算に便利な 形へのツリーの変換を行なう｡MICSUPは,TREELで編集 したFTの論理に従って一最′トカットセットを数え上げる｡SUP-ER-KITTは,この最小カットセットを用いて,任意の点検周 期での系統の非信栢度の計算を行なう｡系統の非信軸度は, モンテカルロシミュレMションを用いることにより,乎#J値 だけでなく分布も求めることができる｡これら"SUPKIT”の 出力は,図3に示すようなものであり,Ⅹ-Yプワッタによる 出力も可能である｡ 本プログラムの出力は∴`pANET''の入力として,事故シー ケンス発生頻度を推定するのに用いられる｡ なお,"SUPKIT''単独に,次のような目的に使用すること も可能である｡

(1)点検周期が系統の非信相度に与える去拉響

(2)各機器の故障の系統故障への寄与の評価

!フォルトツリ_の構成機器故障車

機器の点検周期.

l

.

t

₅ l l 60.0 % 信 頼 l`SUPKIT” 非 限 界

‖仙山】

非信

(還姦)ほ茹冒畏ット)(毒蔓琵誌算)】･筆｡5.｡

確 率 分 ′｢ ー _布

⊥

● _嶽 フォルトツリー作図

吉宗笠買姦

■ 世30･0 ● (AND記号〕 l .

1

暮

. ,5,｡ 弁aの閉毒鼻失敗 弁bの閉鎖失敗

内

円〔OR記号)

I 0.0 駆動系 弁軸部 駆動系 弁軸部 ■ 故障 固着 故障 固着 l 〔フォルトツリー図の一例〕

中央値･l

95%信根限界

｢

10￣2 頼度(アンアベイラビリティ)〔-〕

_+

図3 ``supKIT''の構成と入出力 _{フォルトツリー分析支援用プログラム■`supKIT”は,FortranⅣで約4.080ステップから成る｡l`supK汀''の出力は"PANET”} の入力として用いられるほか,単独に系統の信頼性の検討にも用いることができる｡ 17

636 _日立評論 VO+.62 _No.9(1980-9) 外部電源 喪 失 原子炉隔離

′手動操作

DGl台 以上起動 成功 失敗 注:略語説明 DG(非常用ディーゼル発電機) RCIC(原子炉隔離時冷却系) RCIC運転 HPCS* 運転 RCIC運転 水位 確保 水位 確保 RHR蒸気凝縮 ADS＋HPCS

ノー

減圧 減圧 RHR停止時冷却 RHR停止時冷却

一

ADS＋ECCS RHRプール冷却

Jl

′

′

(*裏芸賢)

一

ADS＋ 低圧ECCS羊* HPCS 運転 RHRプール冷却 (**10Ut _Of4) 水位確保 減 圧 RHR停止時冷却

一

RHRプール冷却

Jl

Jl

_ノー

_ノ

水位 確保 水位 確保 高温待機運転 DG修復

′高温待機運転

DG修復 RHR 蒸気凝縮

′ADS十

HPCS 減圧 減圧 RHR停止時冷却

′

RHR停止時冷却 ADS＋ECCS RHRプール冷却 RHRプール冷却

′

ノ

HPCS(高圧炉心スプレー系) ECCS(緊急炉心冷却系) ADS(自動減圧系) RHR(残留熱除去系) 図4 外部電源喪失事故のイベントツリー図 BWRプラントで外部電源事故が生い:場合の事故の種々の波及過程の解析を行ない,その結果を樹木状に 表現したものである｡ (3)系統の非信栢度の確率分布の推定 田 _{BWRプラントへの適用の一例} "PANET'',"SUPKIT''を用いて発電所の外部電源喪失事 i牧に対する確率論的安全評価を実施した｡この事放浪及の経 過の一部を,ヰ封木ご状に表現Lて示したのが図4である｡ この解析の特徴の一つは,長期間に生ずる可能性のある故 障も扱っている点である｡長期間には,運転員の介在が多く なるため,運転員による弁の閉鎖の誤操作などのヒューマン

エラ【の考慮が不可欠となる｡このたれ(1)事故時操作基準

に展づき操作手順を明らかにし,(2)各操作でのヒューマンエ

ラー率を推定した後,(3)一連の操作のヒューマンエラー率を

推定するという方法を採用した｡-▲SUPKIT''は,前述したよ うに,機器故障だけでなく ヒューマンエラーも扱うことがで きるので,今回のような場合でも適用が容易であった｡ また今回の解析では,RHR(残留熱除去系)などの同一系 統が蒸気凝縮モードや停止時冷却モードというように種々の モードで用いられるため,モード間の共通原因故障を考慮す る必要があった｡"PANET''は,系統間の共通原因故障だけ でなく,モ】ド間の共通原因故障への対処も可能であるので, 本解析にも容易に適用することができた｡ 本適用により,"PANET'',"SUPKIT''両プログラムの具 体レベルでの有効性が確認できた｡ 18 【】 結 言 確率論的安全解析支援用プログラム"PANET''及び`､SUPKIT'' の機能,並びにBWRプラントの安全解析ノ＼の過桐に基づく 有効惟の検証結果について報告Lた｡これらのプログラムは, J京子カプラントの事故解析に限らず,化学プラントなどの大 規校プラントの確率論的安全解析にも過用が可能である｡ 最後に,"PANET”の基本設計を行なうに当たって,椎々 の有益な助言をいただいた束京大学工学部原子力工学科‥教 授都り1泰正+二苧博士に対し深謝申し上げる｡ 参考文献

1)U.S.NRC:Reactor Safety Study,WASH-1400(1975)

2)Sasaki,R･,et _{al∴DevelopmentofComputer} Program to

Assist Event TreeAnalysis,ANS _{AnnualMeeting(1979)}

3)小林:フォールト･ツリー解析コーードパlノケージSUPKITグ) 適肝性に関する検討,悦-r･力学会雑誌､19,11(1977)

4)Kumamoto,H･et _al∴ Top-downAlgorithmforObtaining

PrimeImplicant Sets _{ofNon-Coherent} Fault Trees,IEEE

Trans.Reliability,R-27,4(1978)

5)宝木,外:イベントトリーー分析における事故生起確率の信輔 I互間推定方法の改良､昭和55年電乞i学会全回大会子講集 6)竹村:確率論的安全評価手法,原-￣r九1￣二業,Vol.24,No.9