ご意見の受付
受付期間 : 2008年08月08日 〜 2008年10月08日ご意見の受付は終了しました。
ご意見と対応
２名の方から３件ご意見をいただきました。
ご意見・回答（No.29） 概要
近年の計算機能力・解析手法の発達により，詳細な核熱水力計算モデルを用いる最適評価コードの開発が進められてきました。これらの最適評価コードにより，検証実験の知見の蓄積ともあいまって，高い信頼性で原子炉施設の挙動を評価し，設計条件の変化に対する原子炉施設の応答を定量的に把握することが可能になりました。さらに，計算モデル及び実験データに内在する不確かさの影響を定量的に把握する手法が発達し，これを用いて最適評価コードによる評価結果の不確かさを定量的に評価することも可能になりました。これらの手法を応用して，原子炉施設の安全評価のために包絡的に設定された事象について，最適評価コードを用いて解析し，その結果に対して不確かさの影響を考慮する新たな安全評価手法の開発が進んでおります。このような安全評価手法は，その解析結果の取り扱いの特徴から統計的安全評価と呼ばれています。この標準は，発電用軽水型原子炉施設の運転時の異常な過渡変化及び事故の統計的安全評価を実施する場合の具体的手順，並びに，この評価に使用する最適評価コードの要件及び管理方法を実施基準として規定するもので，主な内容は以下の通りです。適用範囲，定義，解析コードの適用性評価，パラメータの不確かさの定量化，感度解析及び不確かさ評価，判断基準との比較，解析結果の文書化，統計的安全評価の具体的手順，最適評価コードの要件及び管理，重要度ランクテーブル(PIRT)の作成，統計的安全評価適用事例等現在公開しておりません。２名の方から３件のご意見をいただきました(PDF178KB)
