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J-GLOBAL ID：201702217880401867   整理番号：17A1498725

原子力発電所の確率論的安全評価における使用のための機器の脆弱性【Powered by NICT】

Component fragility for use in PSA of nuclear power plant

著者 (4件)： Basu Prabir C. ((Formerly) S&SED, Atomic Energy Regulatory Board, India) ,  Basu Prabir C. ((Formerly) ISSC, IAEA, Vienna) ,  Ravindra M.K. (MK Ravindra Consulting, Irvine, CA, USA) ,  Mihara Yoshinori (Nuclear Power Department, Kajima Corporation, Tokyo, Japan)
資料名： Nuclear Engineering and Design  (Nuclear Engineering and Design)
巻： 323  ページ： 209-227  発行年： 2017年 
JST資料番号： E0189B  ISSN： 0029-5493  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： オランダ (NLD)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 福島原子力発電所(NPP)の事故は,自然起源の外部事象による危険に対する原子力発電所の確率論的安全評価(PSA)を実施することの必要性を強調した。原子力発電所の外部事象PSA(EE PSA)の重要な課題の1つは,成分脆弱性の決定である。成分の脆弱性が,ハザードに起因する需要の特定レベルに限界状態に到達する確率である。成分の耐震脆弱性は三パラメータを持つ二重対数正規モデルを用い-中央値地動加速度容量A_m,ランダム変動β_Rと不確実性β_U中央値容量により表現される。脆性パラメータA_m,β_Rとβ_Uを計算するための直接法と間接法である。直接法は解析または試験のいずれかを含んでいる。間接法は植物歩行ダウンと結合した過去の経験の利用を最大化する経験に基づく方法である。風脆弱性V_m,β_Rとβ_Uのパラメータは設計データ(例えば,壁厚,鉄筋,および定着)と風応答および容量の変動を用いて,種々のSSCを推定した。洪水脆弱性H_m,β_Rとβ_Uのパラメータも異なる構造の推定,設置高さのような浸水深さと容量のような洪水応答と関連した設計データと変動性を用いたシステムと部品(SSCs)である。しかし,一般的に特別な障壁(例えば保護壁,水密ドアと密封対策)なしにクリフエッジ形状を示した。洪水脆弱性は高度に経路依存,障壁の脆弱性により影響される洪水ハザードことを意味している。本論文では,入手可能な公開文献をレビューし,地震動,風と津波誘起洪水ハザードに対する確率論的安全評価における使用のためのNPP機器の脆弱性パラメータを導出するための方法の開発を要約した。地震,風水害のような自然災害のための部位での多重NPPユニットの外部事象PSAのための成分脆弱性を論じた。NPP機器の地震脆弱性解析の最先端は成熟レベルにあるが,発生期における開発と風ハザードの初期段階における洪水災害のことを示した。Copyright 2017 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【Powered by NICT】

シソーラス用語： 地震動 ,  風 ,  耐震性 ,  *原子力発電所 ,  不確実性 ,  水害 ,  津波 ,  設計データ ,  多重化 ,  洪水 ,  脆性 ,  地震
準シソーラス用語： ハザード ,  *脆弱性 ,  *確率論的安全評価 , 【Automatic Indexing@JST】

分類 (1件)： 原子炉安全一般  (MD06010W)

タイトルに関連する用語 (3件)： 原子力発電所 ,  確率論的安全評価 ,  脆弱性