報告書番号

P03001

タイトル（和文）

改良型BWR (ABWR) プラントのPRA(PSA)用 機器故障率データの整備(その1)

タイトル（英文）

Estimation of Component Failure Rates for PSA on Advanced BWRs (part.1)

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

国内原子力発電所の運転実績に基づくPRA(PSA)（確率論的リスク(安全）評価）用機器故障率を整備してきたが、現在はBWRおよびPWRプラントを対象としており、ABWRは本データベースのスコープ外となっていた。しかし、平成8年にはABWRとして 柏崎刈羽原子力発電所6号機営業運転を開始し、現在は数プラントが建設中、又は計画中である。さらに今後国内で建設されるBWRにはABWRが採用されていく趨勢にある。したがってPSAに用いるABWRプラントの機器故障率データ、とりわけABWR特有の機器やディジタル制御機器の従来機器との違いを明らかにし、故障率データを整備することが必要となってきた。本報告ではABWRにおける機器の設備データおよび運転データを収集評価することによって、ABWR特有の機器やディジタル制御機器の境界条件や故障モードの定義等を明らかにし、故障率データを整備した。

概要 （英文）

Nuclear Information Center (NIC) of Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) have developed the database of domestic major component failure rates to use Probabilistic Risk (Safety) Assessment (PRA or PSA) for Japanese BWRs and PWRs. But, ABWR(Advaced BWR) was the outside of the scope of this database. Meanwhile, TEPCO'sKashiwazaki Kariwa -6 and -7 went into commercial operation in1996 and 1997, respectively. And Hamaoka -5 and Shika -2 are under construction. We believe that is tendency has been to adopt ABWR for new Japanese BWR plant.So, It is necessary to start the program that to develop component failure rate ,failure mode definition, and component boundaries for especially characteristic component of ABWR, and the digital control devices.In this study, NIC researched populations of components mainly mechanical types, and estimated the hourly-failure rates, failure mode definition, and component boundaries of 3 especially characteristic component of ABWR (Reactor internal pump(RIP), Fine motion control rod drive(FMCRD), PIP MG set ), and 10 digital control devices.

報告者

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