電力中央研究所

報告書「電力中央研究所報告」は当研究所の研究成果を取りまとめた刊行物として、昭和28年より発行されております。 一部の報告書はPDF形式で全文をダウンロードすることができます。

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電力中央研究所 報告書(電力中央研究所報告)

報告書データベース 詳細情報


報告書番号

L06015

タイトル(和文)

PSA入力用共通原因故障の分析手順の策定と試評価

タイトル(英文)

Development of Procedure for Analysis of Common Cause Failures in Probabilistic Safty Assessment and Preliminary Analysis

概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)

本報告書は国内原子力発電所の故障事象データ(NUCIA)を分析して、BWRプラントの非常用炉心冷却系電動弁および非常用ディーゼル発電機の共通原因故障モデルパラメータ試評価結果を提供するものである。試評価において、NUCIAデータは我が国の原子力発電所における共通原因故障を分析するのに有用であることを確認すると共に、PSA入力用共通原因故障分析に関わる課題に対して考察をして今後の課題を抽出した。本報告書に添付した分析手順(案)はNUCIAデータを分析するために策定したものであり、PSAにおける共通原因故障モデル化の方法、共通原因事象と故障モデルパラメータ分析手順および共通原因故障評価パラメータの不確定性分析の、3項目で構成されている。

概要 (英文)

This report provides the preliminary analysis of the common cause failure (CCF) model parameters concerning the emergency core cooling system motor operated valves and the emergency diesel generators analyzing domestic nuclear power plant events data(NUCIA) on BWR plants. On the results of this preliminary analysis, the NUCIA deta were identified useful date to analyze CCF events of the domestic nuclear power plants, and the future subjects considering on developing CCF data base were identified for promoting common couse analysis in probabilistic safety assessment (PSA). The procedure attached in this report was developed to prepare for preliminary analysis of the NUCIA data, and organized according to three paragraphs of the CCF modeling method in PSA, the procedure of analysis for common cause events and CCF model parameter estimation, and the uncertainty analysis of CCF model parameters.






報告書年度

2006

発行年月

2007/05

報告者

担当氏名所属

真田 高宥

原子力技術研究所 発電基盤技術領域

真鍋 章浩

原子力技術研究所 発電基盤技術領域

吉田 智朗

原子力技術研究所 発電基盤技術領域

キーワード

和文英文
確率論的安全評価 Probabilistic Safety Assessment
共通原因故障 Common Cause Failure
分析手順 Procedure for Analysis
故障モデルパラメータ Failure Model Parameters
オリジナルプラント影響ベクトル Original Plant Impact Vector
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