Presentation Information
[1M03]Development of a Simplified PRA Methodology for the NSRR Facility and Its Application to Maintenance Program
*Yuiko Motome1, Taisuke Yonomoto1, Hitoshi Tamaki1, Masaki Amaya1, Tsuyoshi Takada1 (1. JAEA)
Keywords:
NSRR,Research Reactor,Graded Approach,Simplified PRA,Seismic Hazard Curve,Fragility Curve,Maintenance Program
本研究では、グレーデッドアプローチに基づく合理的な保全計画の策定に資することを目的として、各種試験のための試験炉であるNSRR施設を対象とした簡易的な確率論的リスク評価（PRA）手法の整備を行っている。これまでに、潜在的故障モード影響解析とマスターロジックダイアグラムを用いた手法をNSRR施設の特徴と運転状態等を反映して簡素化することにより、包括的で具体的なイベントツリーを作成した。さらに、一般構造物の全半壊フラジリティ曲線及び近接するJRR-3施設敷地で評価された地震動ハザード曲線、並びに放射線影響の保守的な評価結果を用いて、代表的な事故シナリオに対する地震リスク評価を行ってきた。
今回は、地震起因の全ての事故シナリオを開発した簡易PRA手法を用いて評価した結果と保全計画への反映の方向性について報告する。
今回は、地震起因の全ての事故シナリオを開発した簡易PRA手法を用いて評価した結果と保全計画への反映の方向性について報告する。