(57)【要約】【課題】リスク情報に基づいた原子力発電システム（８）の安全性解析のための方法（４０）が提供される。【解決手段】例示的な実施形態において、該方法は、事象を事象発生頻度によって順序付けする段階（４２）と、事象発生頻度しきい値を定める段階（４４）と、事象発生頻度の関数である調整されたコンサーバティズム量を有する許容基準を定める段階（４６）と、事象がしきい値又はそれ以上の事象発生頻度を有する場合には、該事象を確定的安全性解析法によって解析する段階（４８）、又は、事象がしきい値以下の事象発生頻度を有する場合には、該事象を確率的リスク評価法によって解析する段階とを含む。【選択図】　　　図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
リスク情報に基づいた原子力発電システム（８）の安全性解析のための方法（４０）であって、
事象を事象発生頻度によって順序付けする段階（４２）と、
事象発生頻度しきい値を定める段階（４４）と、
前記事象発生頻度の関数である調整されたコンサーバティズム量を有する許容基準を定める段階（４６）と、
事象が前記しきい値又はそれ以上の前記事象発生頻度を有する場合には、該事象を確定的安全性解析法によって解析する段階（４８）、又は、
事象が前記しきい値以下の前記事象発生頻度を有する場合には、該事象を確率的リスク評価法によって解析する段階と、
を含むことを特徴とする方法（４０）。
【請求項２】
前記確定的安全性解析法に使用されるコンサーバティズム量を決定する段階を更に含み、前記コンサーバティズム量が、前記事象発生頻度の関数であることを特徴とする、請求項１に記載の方法（４０）。
【請求項３】
前記発生事象の直接の結果ではない付加的システム故障を特定する段階（５２）と、
前記事象発生頻度と前記付加的故障頻度との組合せに対する全体しきい頻度を定める段階（５４）と、
前記事象発生頻度が前記全体しきい頻度を越える場合には、前記事象と前記付加的故障とを加えた全体頻度が前記全体しきい頻度より小さくなるまで、１度に１つずつ該付加的システム故障を前記安全性解析に付加する段階（５６）と、
を更に含むことを特徴とする、請求項２に記載の方法（４０）。
【請求項４】
前記確定的安全性解析法に使用されるコンサーバティズム量を定める前記段階（５０）が、前記事象発生頻度に基づいた所定のコンサーバティズム量を含む少なくとも１つの確定的安全性解析法を作成する段階を含み、確定的安全性解析法に使用される前記所定のコンサーバティズム量が、前記事象発生頻度と前記事象発生頻度しきい値との差分の関数であることを特徴とする、請求項２に記載の方法（４０）。
【請求項５】
調整されたコンサーバティズム量を有する許容基準を定める前記段階（４６）が、前記事象発生頻度に基づいた所定のコンサーバティズム量を含む少なくとも１つの許容基準を作成する段階を含み、該許容基準における前記所定のコンサーバティズム量が、前記事象発生頻度と前記事象発生頻度しきい値との差分の関数であることを特徴とする、請求項１に記載の方法（４０）。
【請求項６】
リスク情報に基づいた原子力発電システム（８）の安全性解析を実行するためのシステムであって、前記システムが、
事象を事象発生頻度によって順序付け（４２）、
事象発生頻度しきい値を定め（４４）、
前記事象発生頻度の関数である調整されたコンサーバティズム量を有する許容基準を定め（４６）、
事象が前記しきい値又はそれ以上の前記事象発生頻度を有する場合には、該事象を確定的安全性解析法によって解析する（４８）か、又は、
事象が前記しきい値以下の前記事象発生頻度を有する場合には、該事象を確率的リスク評価法によって解析する、
ように構成されたコンピュータを含む、
ことを特徴とするシステム。
【請求項７】
前記コンピュータが、前記確定的安全性解析法に使用されるコンサーバティズム量を定める（５０）ように更に構成されており、前記コンサーバティズム量が、前記事象発生頻度の関数であることを特徴とする、請求項６に記載のシステム。
【請求項８】
前記コンピュータが、
前記発生事象の直接の結果ではない付加的システム故障を特定し（５２）、
前記事象発生頻度と前記付加的故障頻度との組合せに対する全体しきい頻度を定め（５４）、
前記事象発生頻度が前記全体しきい頻度を越える場合には、前記事象と前記付加的故障とを加えた全体頻度が前記全体しきい頻度より小さくなるまで、１度に１つずつ該付加的システム故障を前記安全性解析に付加する（５６）、
ように更に構成されている、
ことを特徴とする、請求項７に記載のシステム。
【請求項９】
前記コンピュータが、前記事象発生頻度に基づいた所定のコンサーバティズム量を含む少なくとも１つの確定的安全性解析法を作成するように更に構成されており、該確定的安全性解析法に使用される前記所定のコンサーバティズム量が、前記事象発生頻度と前記事象発生頻度しきい値との差分の関数であることを特徴とする、請求項７に記載のシステム。
【請求項１０】
前記コンピュータが、前記事象発生頻度に基づいた所定のコンサーバティズム量を含む少なくとも１つの許容基準を作成するように更に構成されており、該許容基準における前記所定のコンサーバティズム量が、前記事象発生頻度と前記事象発生頻度しきい値との差分の関数であることを特徴とする、請求項６に記載のシステム。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、一般的に原子炉に関し、より具体的には、原子炉のためのリスク情報に基づいた体系的な確定的安全性解析（Ｄｅｔｅｒｍｉｎｉｓｔｉｃ　Ｓａｆｅｔｙ　Ａｎａｌｙｓｅｓ）に関する。
【０００２】
【従来技術】
典型的な沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）は、核燃料から熱を除去する循環冷却水に浸漬された核燃料棒を収容する圧力容器を備える。水は沸騰して、電力発生用の蒸気タービン発電機を駆動するための蒸気を発生する。次いで、その蒸気は復水し、水は閉ループシステムで圧力容器に環流される。配管回路は蒸気をタービンに搬送し、循環水又は給水を、核燃料を収容する圧力容器に戻す。
【０００３】
ＢＷＲは、幾つかの通常型の閉ループ制御システムを含み、これらのシステムが電力需要に応じてＢＷＲの種々の個別運転を制御する。例えば、制御棒駆動制御システム（ＣＲＤＣＳ）は炉心内での制御棒の位置を制御し、それによって、炉心内の反応度を決定し次いで炉心の出力を決定する、炉心内部の制御棒密度を制御する。再循環流制御システム（ＲＦＣＳ）は炉心の流量率を制御し、この流量率が、炉心内の蒸気／水の関係を変化させ、炉心の出力を変化させるのに使用されることができる。これらの２つの制御システムは、いずれの時点においても、互いに連動して炉心の出力を制御する働きをする。タービン制御システム（ＴＣＳ）は、圧力変動率或いは負荷需要に基づいて、ＢＷＲからタービンへの蒸気流量を制御する。
【０００４】
これらのシステム及び他のＢＷＲ制御システムの作動は、ＢＷＲの種々の監視パラメータを用いて制御される。幾つかの監視パラメータには、ＲＦＣＳの影響を受ける炉心の流量及び流速、圧力容器からタービンに放出される蒸気の圧力であって原子炉ドーム又はタービン入口で測定されることができる原子炉システム圧力、中性子束又は炉心出力、給水温度及び流量、タービンに供給される蒸気の流量、及びＢＷＲシステムの種々の状態表示値が含まれる。多くの監視パラメータは直接測定されるが、その他の、炉心熱出力のようなものは測定されたパラメータを用いて算出される。各センサからの出力及び算出されたパラメータは、プラントの安全停止を保証する緊急保護システムに入力され、必要な場合には外部環境から原子炉を隔離し、どのような緊急的事象の際でも炉心の過熱を防止する。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】
原子炉発電プラントを運転するためには、その原子力発電プラントが設置される国の原子力規制機関により認可されることが必要である。種々の公準とされた一過性事象及び事故性事象が、原子力発電プラントの認可手続きの１部として解析される。現在のところ、公準とされた一過性事象及び限界事故性事象のセットが定められ、確定的安全解析手法を用いて解析される。この確定的安全解析手法においては、特定の解析が所定のコンサーバティブ解析モデル及び仮説を用いて実行され、その結果が定められた許容基準と比較される。このセット以外の事象は、確率的リスク評価（ＰＲＡ）のみを用いて解析される。
【０００６】
【課題を解決するための手段】
１つの態様においては、リスク情報に基づいた原子力発電システムの安全性解析のための方法が、提供される。この方法は、事象を事象発生頻度によって順序付けする段階と、事象発生頻度しきい値を定める段階と、事象発生頻度の関数である調整されたコンサーバティズム量を有する許容基準を定める段階と、事象が前記しきい値又はそれ以上の事象発生頻度を有する場合には、該事象を確定的安全性解析法によって解析する段階、又は、事象が前記しきい値以下の事象発生頻度を有する場合には、該事象を確率的リスク評価法によって解析する段階とを含む。
【０００７】
別の態様においては、リスク情報に基づいた原子力発電システムの安全性解析を実行するためのシステムが、提供される。このシステムは、事象を事象発生頻度によって順序付け、事象発生頻度しきい値を定め、事象発生頻度の関数である調整されたコンサーバティズム量を有する許容基準を定め、事象が前記しきい値又はそれ以上の事象発生頻度を有する場合には、該事象を確定的安全性解析法によって解析するか、又は、事象が前記しきい値以下の事象発生頻度を有する場合には、該事象を確率的リスク評価法によって解析するように構成されたコンピュータを含む。
【０００８】
更に別の態様においては、リスク情報に基づいた原子力発電システムの安全性解析を実行するための、コンピュータ可読媒体上に具体化されたコンピュータプログラムが、提供される。このプログラムは、事象を事象発生頻度によって順序付け、事象発生頻度しきい値を定め、事象発生頻度の関数である調整されたコンサーバティズム量を有する許容基準を定め、事象が前記しきい値又はそれ以上の事象発生頻度を有する場合には、該事象を確定的安全性解析法によって解析するか、又は、事象が前記しきい値以下の事象発生頻度を有する場合には、該事象を確率的リスク評価法によって解析するコードセグメントを含む。
【０００９】
【発明の実施の形態】
リスク情報に基づいた体系的な原子力発電システムの安全性解析のための方法を、以下により詳細に説明する。この方法は、確定的原子炉安全性解析をリスク情報に基づいて行う。事象が、確定的安全性解析法によって解析されるべきか、或いは原子力規制委員会の規制ガイド１．１７４、「プラント仕様変更についての認可ベースに対するリスク情報に基づいた決定において確率的リスク評価を使用するための手法」に記載されているような確率的リスク評価法を用いて解析されるべきかを判断するための基準として、事象発生頻度が用いられる。次いで、事象発生頻度を使用して、確定的安全性解析に用いられる許容基準及び方法が更に詳細に定められる。この方法は、例えば一過性事象及び冷却材喪失事故のような、あらゆる発電システムの確定的解析の分野において使用されることができる。発生事象は、例えば、破損した配管が原子炉の冷却材喪失を招く場合のような、原子炉の異常の原因になる自発的事象である。
【００１０】
以下に例示的な実施形態においてより詳細に説明する、リスク情報に基づいた体系的な原子力発電システムの安全性解析のための方法は、ウェブで可能であり、企業体のイントラネットで実行される。他の例示的な実施形態において、この方法は、企業体のファイアウォールの外側の認可されたアクセス権を有する個人によって、インターネットを通じて全面的にアクセスされる。別の例示的な実施形態において、この方法はウィンドウズ（登録商標）ＮＴ環境で実行され、或いは単にＣＰＵ、メモリ、及びユーザインタフェースを有するスタンドアロン・コンピュータシステムで実行される。更に別の例示的な実施形態において、この方法は単にスプレッドシート・ソフトウェアを利用することによって実行される。
【００１１】
図１は、発電システム８の基本的構成要素の概略図である。システムは、炉心１２を収納する沸騰水型原子炉１０を含む。水１４は、炉心の熱出力を利用して沸騰し、水−蒸気相１６を経て、蒸気１８となる。蒸気１８は、蒸気流路２０内の配管を通して流量制御バルブ２２に流れ、この流量制御バルブ２２が、蒸気タービン２４に入る蒸気１８の量を制御する。蒸気１８はタービン２４を駆動するために使用され、タービン２４は次いで発電機２６を駆動して電力を発生する。蒸気１８は復水器２８に流れ、ここで変換されて水１４に復帰する。水１４は、給水ポンプ３０によって給水路３２内の配管を通して圧送されて、原子炉１０に戻る。
【００１２】
図２は、本発明の実施形態による、リスク情報に基づいた体系的な原子力発電システム８の安全性解析のための方法のフローチャートである。例示的な実施形態において、リスク情報に基づいた方法４０は、事象を事象発生頻度によって順序付けする段階４２と、事象発生頻度しきい値を定める段階４４と、事象発生頻度の関数である調整されたコンサーバティズム量を有する許容基準を定める段階４６と、事象がしきい値又はそれ以上の事象発生頻度を有する場合には、該事象を確定的安全性解析法によって解析する段階４８とを含む。この方法４０は更に、確定的安全性解析において使用されるコンサーバティズム量を決定する段階５０と、発生事象の直接の結果ではない付加的システム故障を特定する段階５２と、事象発生頻度と付加的故障頻度との組合せに対する全体しきい頻度を定める段階５４と、事象発生頻度が全体しきい頻度を越える場合には、事象と付加的故障とを加えた全体頻度が該全体しきい頻度より小さくなるまで、１度に１つずつ付加的システム故障を安全性解析に付加する段階（５６）とを含む。
【００１３】
公準とされた一過性事象及び事故性事象は、それらの事象が確定的安全性解析法を用いて解析されるべきか或いはＰＲＡ法を用いて解析されるべきかを判断するために分類される。事象は事象発生頻度によってその高いものから低いものに順序付けされる。事象スペクトルが、個々の事象（例えば、発電機負荷の拒絶、タービンのトリップ）又は連続スペクトル（例えば、冷却材喪失事故についての想定された配管破損面積）から作成されることができる。図３は、事象発生頻度によって順序付けされた発生事象の例を示す。
【００１４】
次に、事象発生頻度についてのしきい値ＦＴが定められる。このしきい値を越える発生頻度を有する事象は、確定的安全性解析法を用いて解析される。このしきい値より低い発生頻度を有する事象は、ＰＲＡ法のみを用いて解析される。あらゆる適切な値がＦＴに与えられることができ、例えば１つの実施形態においては、ＦＴは約１０−５ないし１０−７事象／年である。別の実施形態においては、ＦＴは、約１０−６ないし１０−７事象／年であり、他の実施形態においては、ＦＴは約１０−６事象／年である。図４は、事象発生頻度及び事象発生頻度しきい値によって順序付けされた事象を示すグラフである。
【００１５】
炉心損傷の頻度は、ＰＲＡ法における良度指数として使用される。確定的安全性解析のための許容基準は、通常、規制或いは業界標準によって規定され、炉心損傷に対するコンサーバティブ・マージンを含む。例示的な実施形態においては、リスク情報に基づいた手法を使用して、確定的解析の許容基準に含まれるべき適切なコンサーバティズム量を決定することが可能である。必要とされるコンサーバティズム量は、事象発生頻度の関数として定められることができる。事象の確度が増加するにつれて、許容基準に含まれるコンサーバティズム量（又は炉心損傷に対するマージン）もまた増加する。許容基準における事象発生頻度とコンサーバティズム量との間の数学的関係は、関連する現象と制御パラメータとの検討に基づいて各用途について作成される。図５は、３つの許容基準レベルを定めるために階段状変化関数を用いる例を示す。この例においては、第１セットの許容基準５８は、ＦＴとＦ１との間の発生頻度を有する事象に適用される。この許容基準のセットは、最少のコンサーバティズム量を有する。第２セットの許容基準６０は、Ｆ１とＦ２との間の発生頻度を有する事象に適用される。このグループ内の事象は第１のグループ内の事象よりも発生する確度が大きいので、このグループについての許容基準６０に含まれるコンサーバティズムは、第１のグループの許容基準５８におけるコンサーバティズムよりも大きい。同様に、第３セットの許容基準６２は、Ｆ２より大きい発生頻度を有する事象に適用される。
【００１６】
この例示的な実施形態において、解析法（モデル、入力、及び仮説）に使用されるコンバーサティズムは、許容基準を定めるために使用されるものと同じ手法を用いてリスク情報に基づいて定められる。ＰＲＡ解析は、コンサーバティズムが加えられていないリアリスティックな方法を使用する。確定的安全性解析のために使用される方法に含まれるコンサーバティズムは、通常、規制又は業界標準によって規定される。例示的な実施形態のリスク情報に基づいた手法を用いて、確定的解析法に含まれる適切なコンサーバティズム量を決定することが可能である。必要とされるコンサーバティズム量は、事象発生頻度の関数として定められる。事象の確度が増加するにつれて、解析法に含まれるコンサーバティズム量もまた増加する。事象発生頻度と解析法のコンサーバティズム量との間の数学的関係は、使用する方法、関連する現象、及び制御パラメータの検討に基づいて各適用について作成される。図６は、３つのレベルの方法を定めるために階段状変化関数を用いる例を示す。この例においては、第１の方法６４は、ＦＴとＦ１との間の発生頻度を有する事象に適用される。この方法６４は、最少のコンサーバティズム量を有する。第２の方法６６は、Ｆ１とＦ２との間の発生頻度を有する事象に適用される。このグループ内の事象は第１のグループ内の事象より発生する確度が大きいので、このグループの事象に適用される方法６６には、第１のグループに適用される方法６４におけるよりもより大きいコンサーバティズムが含まれる。同様に、最もコンサーバティブな方法６８は、Ｆ２より大きい発生頻度を有する事象に適用される。図示された例においては、事象発生頻度の区切り点Ｆ１及びＦ２は、上述の許容基準領域５８、６０、及び６２を定めるために用いられた区切り点と同じである必要はない。許容基準をリスク情報に基づいて定めるプロセスは、解析法をリスク情報に基づいて定めるプロセスと同じであるが、この２つのプロセスは同時に適用される必要はない。１つの方法は、その結果が許容基準の種々のセットに対して評価される場合に、事象スペクトルにわたって使用されることができる。同様に、別の方法は、その結果が許容基準の１つの一定なセットに対して比較される場合に、事象スペクトルにわたって使用されることができる。
【００１７】
現在のところ、多くの確定的安全性解析では更に、発生事象自身の直接の結果ではない付加的システム故障を公準としなければならない。これらの公準とされた故障の例は、プラントへのオフサイト電力の低下或いは要求時に起動する軽減システムの故障である。付加的故障を公準とするための要件は、残りの軽減システムが事象の結果を軽減するために十分な能力を保つことを保証する手段として含められたが、この要件は明白なリスク根拠を有していない。例示的な実施形態において、付加的故障を公準とするための手法は、確定的解析の他の観点をリスク情報に基づいて行うのに用いられるのと同様な方法でリスク情報に基づいて行われる。全体しきい頻度ＦＦは、事象発生頻度及び故障頻度の組合せに対して定められる。事象発生頻度がＦＦより小さい場合には、付加的故障は公準とされない。事象発生頻度のみでもＦＦを越える場合には、全体頻度（事象と故障とを加えた）がＦＦより小さくなるまで、１度に１つずつ、付加的故障が公準とされる。この手法は図７に示されており、この図７は、事象発生頻度によって順序付けされた事象についての、付加的故障を示すグラフである。
【００１８】
しきい値ＦＴより小さい発生頻度を有する事象について確定的解析を実行しなければならない状況があり得る。それらの状況の例は、規制及び「多重防護」の証明のために必要とされる解析である。これらの状況においては、ＰＲＡ許容基準及び方法を使用することができ、上述のようなしきい値の直ぐ上の事象に適用される許容基準及び方法を使用することができ、或いは、それらの手法の組合せを使用することができる。
【００１９】
リスク情報に基づいた確定的安全性解析の上述の方法４０は、原子力プラント設計における多くの分野に適用可能である。方法４０は、例えば、冷却材喪失事故の結果を軽減させると同時に安全性マージンの適切な度合いを維持するのに必要とされる、最低限の緊急炉心冷却システム性能特性を決定するために使用できる。次いで、これらの性能特性は、費用効果のある保守及び試験要件を開発するための基準として使用されることができる。また、方法４０は、プラント寿命の延長及び免許更新に対する材料劣化問題に対処するために使用されることができる。方法４０は、一過性構造負荷及び事故性構造負荷の定義を決定するために使用できる。得られた、リスク情報に基づいた負荷の定義は、材料劣化によって影響を受けた原子炉内部に対する適切な構造修復を開発するために使用できる。リスク情報に基づいた負荷の定義はまた、過度にコンサーバティブな事故性負荷の定義によって制約されているプラントの原子炉運転期間を延長するための基準として使用することができる。
【００２０】
本発明を種々の特定の実施形態に関して説明したが、本発明が、特許請求の範囲の技術思想及び技術的範囲内の変更によって実施可能であることは、当業者には明らかであろう。なお、特許請求の範囲に記載された符号は、理解容易のためであってなんら発明の技術的範囲を実施例に限縮するものではない。
【図面の簡単な説明】
【図１】タービン発電機及び沸騰水型原子炉を含む発電システムの基本構成要素の概略図。
【図２】本発明の実施形態による、リスク情報に基づいた体系的な原子力発電システムの安全性解析のための方法のフローチャート。
【図３】事象発生頻度によって順序付けされた事象のグラフ。
【図４】事象発生頻度及び事象発生頻度しきい値によって順序付けされた事象のグラフ。
【図５】事象発生頻度によって順序付けされた事象についての、異なる許容基準を示すグラフ。
【図６】事象発生頻度によって順序付けされた事象についての、異なる解析法によるコンサーバティズムを示すグラフ。
【図７】事象発生頻度によって順序付けされた事象についての、付加的故障を示すグラフ。
【符号の説明】
８　発電システム
１０　沸騰水型原子炉
１２　炉心
２０　蒸気流路
２２　流量制御バルブ
２４　タービン
２６　発電機
２８　復水器
３０　給水ポンプ
３２　給水路
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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