JP7406383B2 - 原子力プラントのリスク評価システム、リスク評価方法、及び、リスク評価プログラム - Google Patents
原子力プラントのリスク評価システム、リスク評価方法、及び、リスク評価プログラム Download PDFInfo
- Publication number
- JP7406383B2 JP7406383B2 JP2020010403A JP2020010403A JP7406383B2 JP 7406383 B2 JP7406383 B2 JP 7406383B2 JP 2020010403 A JP2020010403 A JP 2020010403A JP 2020010403 A JP2020010403 A JP 2020010403A JP 7406383 B2 JP7406383 B2 JP 7406383B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- containment vessel
- event
- damage
- event tree
- damage prevention
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Active
Links
- 238000012502 risk assessment Methods 0.000 title claims description 30
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 16
- 230000002265 prevention Effects 0.000 claims description 118
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 claims description 55
- 230000000977 initiatory effect Effects 0.000 claims description 44
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims description 31
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 claims description 21
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims description 9
- 229920000117 poly(dioxanone) Polymers 0.000 description 15
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 9
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 8
- 238000013076 uncertainty analysis Methods 0.000 description 7
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 6
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 6
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 5
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 5
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 3
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 2
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 230000004044 response Effects 0.000 description 2
- 238000004088 simulation Methods 0.000 description 2
- 239000007921 spray Substances 0.000 description 2
- 208000033999 Device damage Diseases 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 230000008821 health effect Effects 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 230000005012 migration Effects 0.000 description 1
- 238000013508 migration Methods 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Management, Administration, Business Operations System, And Electronic Commerce (AREA)
Description
炉心の損傷を防止するための炉心損傷防止システム、及び、格納容器の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムを含む原子力プラントのリスク評価システムであって、
前記炉心損傷防止システム、及び、前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベントを含む第1イベントツリーを有し、前記格納容器の損傷に至るまでの前記格納容器損傷防止システムに関する各イベントの成功又は失敗を含むシナリオ情報を出力する第1解析モデルと、
前記格納容器の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベントを含む第2イベントツリーを有し、前記シナリオ情報に対応するシナリオごとに前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を出力する第2解析モデルと、
前記第1イベントツリー及び前記第2イベントツリーに含まれる各イベントに対して、成功又は失敗の成否確率を設定する成否確率設定部と、
前記起因事象の発生頻度が前記第1解析モデルに入力された際に、前記第1解析モデルから出力される前記シナリオ情報を前記第2解析モデルに入力することにより、前記シナリオ情報に基づく各シナリオにおける前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を算出する確率頻度算出部と、
を備える。
炉心の損傷を防止するための炉心損傷防止システム、及び、格納容器の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムを含む原子力プラントのリスク評価方法であって、
(i)前記炉心損傷防止システム、及び、前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベントを含む第1イベントツリーを有し、前記格納容器の損傷に至るまでの前記格納容器損傷防止システムに関する各イベントの成功又は失敗を含むシナリオ情報を出力する第1解析モデルと、(ii)前記格納容器の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベントを含む第2イベントツリーを有し、前記シナリオ情報に対応するシナリオごとに前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を出力する第2解析モデルとを用意する工程と、
前記第1イベントツリー及び前記第2イベントツリーに含まれる各イベントに対して、成功又は失敗の成否確率を設定する工程と、
前記起因事象の発生頻度を前記第1解析モデルに入力する工程と、
前記第1解析モデルから出力される前記シナリオ情報を前記第2解析モデルに入力することにより、前記シナリオ情報に基づく各シナリオにおける前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を算出する工程と、
を備える。
炉心の損傷を防止するための炉心損傷防止システム、及び、格納容器の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムを含む原子力プラントのリスク評価プログラムであって、
コンピュータ装置で、
(i)前記炉心損傷防止システム、及び、前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベントを含む第1イベントツリーを有し、前記格納容器の損傷に至るまでの前記格納容器損傷防止システムに関する各イベントの成功又は失敗を含むシナリオ情報を出力する第1解析モデルと、(ii)前記格納容器の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベントを含む第2イベントツリーを有し、前記シナリオ情報に対応するシナリオごとに前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を出力する第2解析モデルとを用意する工程と、
前記第1イベントツリー及び前記第2イベントツリーに含まれる各イベントに対して、成功又は失敗の成否確率を設定する工程と、
前記起因事象の発生頻度を前記第1解析モデルに入力する工程と、
前記第1解析モデルから出力される前記シナリオ情報を前記第2解析モデルに入力することにより、前記シナリオ情報に基づく各シナリオにおける前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を算出する工程と、
を実行可能である。
尚、加圧器12、蒸気発生器14及び一次冷却材ポンプ16は、前述の原子炉容器4とともに原子炉格納容器2に格納されている。
尚、炉心損傷防止システムを構成する機器MS1、MS2、・・・及び格納容器損傷防止システムを構成する機器CS1、CS2、・・・は、互いに異なっていてもよいし、互いに重複していてもよい。
尚、確率頻度算出部108による詳細な確率頻度の算出方法については後述する。
炉心の損傷を防止するための炉心損傷防止システム、及び、格納容器の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムを含む原子力プラント(例えば上記実施形態の原子力プラント1)のリスク評価システム(例えば上記実施形態のリスク評価システム100)であって、
前記炉心損傷防止システム、及び、前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベント(例えば上記実施形態のイベントMS1、MS2、・・・・、CS1、CS2、・・・)を含む第1イベントツリー(例えば上記実施形態の第1イベントツリーET1)を有し、前記格納容器の損傷に至るまでの前記格納容器損傷防止システムに関する各イベントの成功又は失敗を含むシナリオ情報(例えば上記実施形態のシナリオ情報SI)を出力する第1解析モデル(例えば上記実施形態の第1解析モデル112A)と、
前記格納容器の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベント(例えば上記実施形態のイベントPH1、PH2、・・・)を含む第2イベントツリー(例えば上記実施形態の第2イベントツリーET2)を有し、前記シナリオ情報に対応するシナリオごとに前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を出力する第2解析モデル(例えば上記実施形態の第2解析モデル112B)と、
前記第1イベントツリー及び前記第2イベントツリーに含まれる各イベントに対して、成功又は失敗の成否確率を設定する成否確率設定部(例えば上記実施形態の成否確率設定部106)と、
前記起因事象の発生頻度が前記第1解析モデルに入力された際に、前記第1解析モデルから出力される前記シナリオ情報を前記第2解析モデルに入力することにより、前記シナリオ情報に基づく各シナリオにおける前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度(例えば上記実施形態の確率頻度CF)を算出する確率頻度算出部(例えば上記実施形態の確率頻度算出部108)と、
を備える。
前記第1解析モデルは、前記起因事象ごとに設定された前記第1イベントツリーを有し、
前記第2解析モデルは、前記第1イベントツリーから出力される前記格納容器の損傷状態ごとに設定された前記第2イベントツリーを有する。
前記第1解析モデルは、前記第1イベントツリーに含まれる前記複数のイベントの少なくとも一部における成功又は失敗の要因となる機器損傷状態に関するMCS情報を前記第2解析モデルに対して出力する。
前記第2イベントツリーは、前記格納容器損傷防止システムに関するイベント(例えば上記実施形態のイベントCS1、CS2、・・・)と、前記物理化学現象に関するイベント(例えば上記実施形態のイベントPH1、PH2、・・・)とを含む。
前記第1イベントツリーは、
前記炉心損傷防止システムに関する複数のイベントを含み、各シナリオに対応する前記炉心の損傷状態を出力する炉心損傷防止イベントツリーと、
前記炉心の損傷状態ごとに前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベントを含み、各シナリオに対応する前記格納容器の損傷状態を出力する格納容器損傷防止イベントツリーと、
を含む。
炉心の損傷を防止するための炉心損傷防止システム、及び、格納容器の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムを含む原子力プラント(例えば上記実施形態の原子力プラント1)のリスク評価方法であって、
(i)前記炉心損傷防止システム、及び、前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベント(例えば上記実施形態のイベントMS1、MS2、・・・・、CS1、CS2、・・・)を含む第1イベントツリー(例えば上記実施形態の第1イベントツリーET1)を有し、前記格納容器の損傷に至るまでの前記格納容器損傷防止システムに関する各イベントの成功又は失敗を含むシナリオ情報(例えば上記実施形態のシナリオ情報SI)を出力する第1解析モデル(例えば上記実施形態の第1解析モデル112A)と、(ii)前記格納容器の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベント(例えば上記実施形態のイベントPH1、PH2、・・・)を含む第2イベントツリー(例えば上記実施形態の第2イベントツリーET2)を有し、前記シナリオ情報に対応するシナリオごとに前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を出力する第2解析モデル(例えば上記実施形態の第2解析モデル112B)とを用意する工程と、
前記第1イベントツリー及び前記第2イベントツリーに含まれる各イベントに対して、成功又は失敗の成否確率を設定する工程と、
前記起因事象の発生頻度を前記第1解析モデルに入力する工程と、
前記第1解析モデルから出力される前記シナリオ情報を前記第2解析モデルに入力することにより、前記シナリオ情報に基づく各シナリオにおける前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度(例えば上記実施形態の確率頻度CF)を算出する工程と、
を備える。
炉心の損傷を防止するための炉心損傷防止システム、及び、格納容器の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムを含む原子力プラント(例えば上記実施形態の原子力プラント1)のリスク評価プログラムであって、
コンピュータ装置で、
(i)前記炉心損傷防止システム、及び、前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベント(例えば上記実施形態のイベントMS1、MS2、・・・・、CS1、CS2、・・・)を含む第1イベントツリー(例えば上記実施形態の第1イベントツリーET1)を有し、前記格納容器の損傷に至るまでの前記格納容器損傷防止システムに関する各イベントの成功又は失敗を含むシナリオ情報(例えば上記実施形態のシナリオ情報SI)を出力する第1解析モデル(例えば上記実施形態の第1解析モデル112A)と、(ii)前記格納容器の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベント(例えば上記実施形態のイベントPH1、PH2、・・・)を含む第2イベントツリー(例えば上記実施形態の第2イベントツリーET2)を有し、前記シナリオ情報に対応するシナリオごとに前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を出力する第2解析モデル(例えば上記実施形態の第2解析モデル112B)とを用意する工程と、
前記第1イベントツリー及び前記第2イベントツリーに含まれる各イベントに対して、成功又は失敗の成否確率を設定する工程と、
前記起因事象の発生頻度を前記第1解析モデルに入力する工程と、
前記第1解析モデルから出力される前記シナリオ情報を前記第2解析モデルに入力することにより、前記シナリオ情報に基づく各シナリオにおける前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度(例えば上記実施形態の確率頻度CF)を算出する工程と、
を実行可能である。
2 原子炉格納容器
4 原子炉容器
8 制御棒
10 一次冷却ループ
12 加圧器
14 蒸気発生器
15 炉心注入系
16 一次冷却材ポンプ
17 格納容器スプレイ系
18 二次冷却ループ
21,22 配管
100 リスク評価システム
102 起因事象発生頻度取得部
104 解析モデル記憶部
106 成否確率設定部
108 確率頻度算出部
110 解析部
112 解析モデル
112A 第1解析モデル
112B 第2解析モデル
Claims (6)
- 炉心の損傷を防止するための炉心損傷防止システム、及び、格納容器の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムを含む原子力プラントのリスク評価システムであって、
前記炉心損傷防止システム、及び、前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベントを含む第1イベントツリーを有し、前記格納容器の損傷に至るまでの前記格納容器損傷防止システムに関する各イベントの成功又は失敗を含むシナリオ情報を出力する第1解析モデルと、
前記格納容器の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベントを含む第2イベントツリーを有し、前記シナリオ情報に対応するシナリオごとに前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を出力する第2解析モデルと、
前記第1イベントツリー及び前記第2イベントツリーに含まれる各イベントに対して、成功又は失敗の成否確率を設定する成否確率設定部と、
前記炉心が損傷する要因となり得る起因事象の発生頻度が前記第1解析モデルに入力された際に、前記第1解析モデルから出力される前記シナリオ情報を前記第2解析モデルに入力することにより、前記シナリオ情報に基づく各シナリオにおける前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を算出する確率頻度算出部と、
を備える、原子力プラントのリスク評価システム。 - 前記第1解析モデルは、前記起因事象ごとに設定された前記第1イベントツリーを有し、
前記第2解析モデルは、前記第1イベントツリーから出力される前記格納容器の損傷状態ごとに設定された前記第2イベントツリーを有する、請求項1に記載の原子力プラントのリスク評価システム。 - 前記第2イベントツリーは、前記格納容器損傷防止システムに関するイベントと、前記物理化学現象に関するイベントとを含む、請求項1又は2に記載の原子力プラントのリスク評価システム。
- 前記第1イベントツリーは、
前記炉心損傷防止システムに関する複数のイベントを含み、各シナリオに対応する前記炉心の損傷状態を出力する炉心損傷防止イベントツリーと、
前記炉心の損傷状態ごとに前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベントを含み、各シナリオに対応する前記格納容器の損傷状態を出力する格納容器損傷防止イベントツリーと、
を含む、請求項1から3のいずれか一項に記載の原子力プラントのリスク評価システム。 - 炉心の損傷を防止するための炉心損傷防止システム、及び、格納容器の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムを含む原子力プラントのリスク評価方法であって、
(i)前記炉心損傷防止システム、及び、前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベントを含む第1イベントツリーを有し、前記格納容器の損傷に至るまでの前記格納容器損傷防止システムに関する各イベントの成功又は失敗を含むシナリオ情報を出力する第1解析モデルと、(ii)前記格納容器の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベントを含む第2イベントツリーを有し、前記シナリオ情報に対応するシナリオごとに前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を出力する第2解析モデルとを用意する工程と、
前記第1イベントツリー及び前記第2イベントツリーに含まれる各イベントに対して、成功又は失敗の成否確率を設定する工程と、
前記炉心が損傷する要因となり得る起因事象の発生頻度を前記第1解析モデルに入力する工程と、
前記第1解析モデルから出力される前記シナリオ情報を前記第2解析モデルに入力することにより、前記シナリオ情報に基づく各シナリオにおける前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を算出する工程と、
を備える、原子力プラントのリスク評価方法。 - 炉心の損傷を防止するための炉心損傷防止システム、及び、格納容器の損傷を防止するための格納容器損傷防止システムを含む原子力プラントのリスク評価プログラムであって、
コンピュータ装置で、
(i)前記炉心損傷防止システム、及び、前記格納容器損傷防止システムに関する複数のイベントを含む第1イベントツリーを有し、前記格納容器の損傷に至るまでの前記格納容器損傷防止システムに関する各イベントの成功又は失敗を含むシナリオ情報を出力する第1解析モデルと、(ii)前記格納容器の機能喪失に関連した物理化学現象に関する複数のイベントを含む第2イベントツリーを有し、前記シナリオ情報に対応するシナリオごとに前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を出力する第2解析モデルとを用意する工程と、
前記第1イベントツリー及び前記第2イベントツリーに含まれる各イベントに対して、成功又は失敗の成否確率を設定する工程と、
前記炉心が損傷する要因となり得る起因事象の発生頻度を前記第1解析モデルに入力する工程と、
前記第1解析モデルから出力される前記シナリオ情報を前記第2解析モデルに入力することにより、前記シナリオ情報に基づく各シナリオにおける前記格納容器の機能喪失が生じる確率頻度を算出する工程と、
を実行可能な、原子力プラントのリスク評価プログラム。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2020010403A JP7406383B2 (ja) | 2020-01-24 | 2020-01-24 | 原子力プラントのリスク評価システム、リスク評価方法、及び、リスク評価プログラム |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2020010403A JP7406383B2 (ja) | 2020-01-24 | 2020-01-24 | 原子力プラントのリスク評価システム、リスク評価方法、及び、リスク評価プログラム |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2021117092A JP2021117092A (ja) | 2021-08-10 |
JP7406383B2 true JP7406383B2 (ja) | 2023-12-27 |
Family
ID=77174626
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2020010403A Active JP7406383B2 (ja) | 2020-01-24 | 2020-01-24 | 原子力プラントのリスク評価システム、リスク評価方法、及び、リスク評価プログラム |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP7406383B2 (ja) |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP7320156B1 (ja) * | 2023-05-17 | 2023-08-02 | 三菱重工業株式会社 | イベントツリー簡素化方法、イベントツリー簡素化装置およびプログラム |
CN117196321B (zh) * | 2023-11-03 | 2024-03-01 | 福建福清核电有限公司 | 核电厂计划任务概率风险的计算方法及其计算装置 |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2003215246A (ja) | 2002-01-22 | 2003-07-30 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子力緊急時対応システムおよび原子力緊急時対応訓練システム |
US20100082318A1 (en) | 2008-09-29 | 2010-04-01 | Korean Atomic Energy Research Institute | Single quantification method of external event psa model containing multi-compartment propagation scenarios |
JP2016145917A (ja) | 2015-02-09 | 2016-08-12 | 株式会社東芝 | シミュレーション条件設定装置、シミュレーション条件設定方法および運転訓練支援システム |
JP2018036939A (ja) | 2016-09-01 | 2018-03-08 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | プラント監視装置及びプラント監視方法 |
JP2018136226A (ja) | 2017-02-22 | 2018-08-30 | 東京電力ホールディングス株式会社 | 原子炉リスク管理装置、原子炉リスク管理方法、及び原子炉リスク管理プログラム |
-
2020
- 2020-01-24 JP JP2020010403A patent/JP7406383B2/ja active Active
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2003215246A (ja) | 2002-01-22 | 2003-07-30 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子力緊急時対応システムおよび原子力緊急時対応訓練システム |
US20100082318A1 (en) | 2008-09-29 | 2010-04-01 | Korean Atomic Energy Research Institute | Single quantification method of external event psa model containing multi-compartment propagation scenarios |
JP2016145917A (ja) | 2015-02-09 | 2016-08-12 | 株式会社東芝 | シミュレーション条件設定装置、シミュレーション条件設定方法および運転訓練支援システム |
JP2018036939A (ja) | 2016-09-01 | 2018-03-08 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | プラント監視装置及びプラント監視方法 |
JP2018136226A (ja) | 2017-02-22 | 2018-08-30 | 東京電力ホールディングス株式会社 | 原子炉リスク管理装置、原子炉リスク管理方法、及び原子炉リスク管理プログラム |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
原子力施設の地震リスク評価手法の高度化に向けて-断層モデルと発生頻度予測を組み合わせた地震動生成法の提案-,原子力機構の研究開発成果 2014,日本,日本原子力研究開発機構,2014年,システム計算科学研究 10-2 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JP2021117092A (ja) | 2021-08-10 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Bao et al. | An integrated risk assessment process for digital instrumentation and control upgrades of nuclear power plants | |
JP7406383B2 (ja) | 原子力プラントのリスク評価システム、リスク評価方法、及び、リスク評価プログラム | |
Jankovsky et al. | Dynamic event tree analysis with the SAS4A/SASSYS-1 safety analysis code | |
Mandelli et al. | A flooding induced station blackout analysis for a pressurized water reactor using the RISMC toolkit | |
Szilard et al. | Industry application emergency core cooling system cladding acceptance criteria early demonstration | |
Tripathi et al. | Dynamic reliability framework for a Nuclear Power Plant using dynamic flowgraph methodology | |
Moe et al. | Modernization of Technical Requirements for Licensing of Advanced Non-Light Water Reactors: Probabilistic Risk Assessment Approach | |
D’Auria et al. | The best estimate plus uncertainty approach in licensing of Atucha II | |
Thulu et al. | Safety Analysis in VVER-1000 Due to Large-Break Loss-of-Coolant Accident and Station Blackout Transient Using RELAP5/SCDAPSIM/MOD3. 5 | |
Zhang et al. | A Strategic Approach to Employ Risk-Informed Methods to Enable Margin Recovery of Nuclear Power Plants Operating Margins | |
Ehster et al. | Safety method for the preconceptual phase of sodium-cooled fast reactors | |
Deswandri et al. | Risk identification of integral pressurized water reactor (IPWR) cooling system using a combination HAZOP, FMEA, and FTA methods | |
Izquierdo et al. | Why sequence dynamics matters in PSA: checking consistency of probabilistic and deterministic analyses | |
Adorni et al. | Accident analysis in research reactors | |
D′ Auria et al. | The best estimate plus uncertainty challenge in the current licensing process of present reactors | |
Alfonsi et al. | Combining RAVEN, RELAP5-3D, and PHISICS for Fuel Cycle and Core Design Analysis for New Cladding Criteria | |
Pantyushin et al. | Experience gained in analyzing severe accidents for WWER RP using CC SOCRAT | |
Sakai et al. | Activities of the safety and operation project for the international research and development of the sodium-cooled fast reactor in the generation IV international forum | |
Mazzini et al. | Analyses of Feedwater Trip With SBO Sequence of VVER1000 Reactor | |
Guimarães et al. | Probabilistic safety assessment applied to research reactors | |
Moe et al. | Modernization of Technical Requirements for Licensing of Advanced Non-Light Water Reactors: Safety Classification and Performance Criteria for Structures, Systems, and Components | |
D’Auria et al. | The best-estimate plus uncertainty (BEPU) challenge in the licensing of current generation of reactors | |
Varde et al. | Risk-based approach towards design evaluation and re-assessment of shutdown safety margin | |
Jankovsky | Development of Computational and Data Processing Tools for ADAPT to Assist Dynamic Probabilistic Risk Assessment | |
Canadian Nuclear Safety Commission | REGDOC-2.4. 1, Deterministic Safety Analysis |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20221111 |
|
A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20230615 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20230704 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20230830 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20231024 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20231121 |
|
TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20231206 |
|
A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20231215 |
|
R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 7406383 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |