【電子入札】【電子契約】耐震設計に資する高温ガス炉PRAモデルの検討

【電子入札】【電子契約】耐震設計に資する高温ガス炉PRAモデルの検討 次のとおり一般競争入札に付します。 1 競争参加者資格 (1) 予算決算及び会計令第70条及び第71条の規定に該当しない者であること。 (3) 上記以外の競争参加者資格等 (別紙のとおり) 2 入札書の提出期限3 入札書の郵送 4 その他 詳細は「入札説明書」による。 令和8年11月17日 11時00分不可 ※電子入札ポータルサイトhttp://www.jaea.go.jp/02/e-compe/index.html特 約 条 項 無上記条項を示す場所 機構ホームページ(調達契約に関する基本的事項)又は契約担当に同じ入 札 保 証 金 免除契 約 担 当財務契約部事業契約第１課大森 貴博(外線：080-4465-3679 内線：803-41053 Ｅメール：ohmori.takahiro@jaea.go.jp) (2) 国の競争参加者資格(全省庁統一資格)又は国立研究開発法人日本原子力研究開発機構競争参加者資格のいずれかにおいて、当該年度における「役務の提供等」のA、B、C又はD等級に格付けされている者であること。 競争参加者資格審査を受けていない者は、開札の前までにその審査を受け、資格を有することが認められていること。 契 約 期 間( 納 期 )令和9年3月12日納 入(実 施)場 所 安全研究棟西417号室契 約 条 項 コンピュータプログラム作成等業務契約条項入札期限及び場所令和8年11月17日 11時00分 電子入札システムを通じて行う。 開札日時及び場所令和8年11月17日 11時00分 電子入札システムを通じて行う。 入札説明書の交付方法 機構ホームページ(入札情報等)又は契約担当に同じ交 付 期 限 令和8年10月21日まで入 札 説 明 会日 時 及 び 場 所無 件 名 耐震設計に資する高温ガス炉PRAモデルの検討数 量 1式入 札 方 法(1)総価で行う。 (2)本件は、提出書類、入札を電子入札システムで行う。 契 約 管 理 番 号 0802C03808一 般 競 争 入 札 公 告令和8年9月30日 財務契約部長 松本 尚也 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構本入札の参加資格及び必要とする要件は、次のとおりである。 ※競争入札に参加する前までに「委任状・使用印鑑届」及び「口座振込依頼書」等を提出していただく 必要がありますので、下記により提出をお願いします。 https://www.jaea.go.jp/for_company/supply/format/a02.html必要な資格求める技術要件(1) 当該又は類似の解析作業に要求される知見・技術力(リスク評価の実績を含む。)を有していることが証明できる資料を提出すること。 (2) 意図しない変更や機密情報の盗取等が行われないことを保証するための具体的な管理手順や品質保証体制を証明する書類を提出すること。 (例えば、品質保証体制の責任者や各担当者がアクセス可能な範囲等を示した管理体制図)を提出すること。 (ISO9001又はJIS_Q9001の認証書類の提出でも可)(3)情報セキュリティ管理体制が整っていることを証明する書類を提出すること。 (ISO/IEC27001、JIS_Q27001認証又はISMS認証のいずれかの認証書類の提出でも可)(1)予算決算及び会計令第70条及び第71条の規定に該当しない者であること。 (2)国の競争参加者資格(全省庁統一資格※)又は国立研究開発法人日本原子力研究開発機構競争参加者資格のいずれかにおいて、当該年度における「役務の提供等」のA、B、C又はD等級に格付けされている者であること。 競争参加者資格審査を受けていない者は、開札の前までにその審査を受け、資格を有することが認められていること。 (3) 当機構から取引停止の措置を受けている期間中の者でないこと。 (4)警察当局から、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構に対し、暴力団員が実質的に経営を支配している業者又はこれに準ずるものとして、建設工事及び測量等、物品の製造及び役務の提供等の調達契約からの排除要請があり、当該状況が継続している者でないこと。 (5)国立研究開発法人日本原子力研究開発機構が要求する技術要件を満たすことを証明できる者であること。 入札参加資格要件等 耐震設計に資する高温ガス炉PRAモデルの検討仕 様 書-1-1. 一般仕様1.1 件名「耐震設計に資する高温ガス炉PRAモデルの検討」1.2 目的及び概要本仕様書は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)、原子力安全・防災研究所安全研究センター耐震・構造健全性評価研究グループが行う作業について記述するものである。 本作業は、多様な立地環境及び利用形態が想定される革新炉である高温ガス炉に対して、耐震設計段階における規制検討に資する確率論的リスク評価手法及びのモデルの構築を目的とする。 本作業では、主として、公開情報に基づく、簡易的な高温ガス炉の地震リスク評価用モデルについて、調査・分析する。 加えて、それらを用いた試解析を実施することにより、高度化対象等を抽出する。 1.3 契約範囲1.3.1 契約範囲(1) 既存高温ガス炉の地震PRAモデルの調査・分析(2) 解析手法による評価結果への影響の確認(3) 耐震設計における活用を念頭にした重要度計算(4) PRA定量化手法への機械学習適用研究の文献調査(5) 報告書の作成1.3.2 契約範囲外なし1.4 納期令和9年3月12日(金)1.5 納入場所及び納入条件1.5.1 納入場所原子力機構 安全研究・防災支援部門 安全研究センター耐震・構造健全性評価研究グループ(原子力科学研究所 安全研究棟 西417号室)1.5.2 納入条件持込渡し、郵送等1.6 検収条件1.7 で定める提出物が全て納入され、員数及び内容が本仕様書の記載事項に合致している事を原子力機構が確認した時をもって、検収合格とする。 1.7 提出物1.7.1 提出図書等(1) 工程管理表(予定記入版) 契約後速やかに 1部-2-(2) 工程管理表(実績記入版) 納入時 1部(3) 作業報告書(MS Word文書) 納入時 1部(4) 打ち合わせ議事録 打ち合わせ後速やかに 1部(5) (1～4)を格納した上記資料の電子媒体 1式(6)情報セキュリティに係る書類※ 契約後速やかに 1部(7) その他機構が必要とする書類※資本関係・役員の情報、本契約の実施場所、従事者の所属・専門性(情報セキュリティに係る資格・研修等)・実績及び国籍についての情報を記した書類。 提出した内容に変更が生じた場合は、その都度提出すること。 1.7.2 提出場所原子力科学研究所 安全研究棟 西417号室1.7.3 報告書報告書はワードプロセッサ (MS Word) 形式、A4サイズとする。 1.7.4 提出物に関する特記事項原子力機構は、1.6 に定める検収前においても、必要がある場合は製作目的物の全部または一部を受注者と協議のうえ使用することができる。 1.7.5 検査員及び監督員検査員：一般検査：管財担当課長監督員：(1) 技術検査：安全研究センター 耐震・構造健全性評価研究グループグループリーダー(2) 技術検査：安全研究センター 耐震・構造健全性評価研究グループ研究員1.8 貸与品本作業の実施にあたり、原子力機構から受注者に以下のものを無償で貸与する。 ・ 本作業の実施にあたり原子力機構が必要と認めた資料及びデータ類なお、受注者はこれら貸与品を本作業の実施以外の目的には使用せず、また、本作業終了時には、速やかに原子力機構に返却すること。 ただし、解析コードについては、受注者で入手すること。 1.9 機密保持受注者及び作業担当者は、本作業に関する情報を第3者に漏らしてはならない。 1.10 グリーン購入法の推進(1) 本契約において、グリーン購入法(国等による環境物品等の調達の推進等に関する法律)に適用する環境物品(事務用品、ＯＡ機器等)が発生する場合は、これを採用するものとする。 (2) 本仕様に定める提出図書(納入印刷物)については、グリーン購入法の基本方針に定める「紙類」の基準を満たしたものであること。 -3-1.11 協議本作業を的確に実施するために、原子力機構および受注者は必要に応じ密接に協議を行う。 本仕様書に関して疑義が生じた場合、または仕様書に規定されていない事項については、相互合意に基づき協議を実施する｡1.12 特記事項1.12.1 成果物の帰属等この業務により作成された目的物に係わる著作権その他この目的物の使用、収益及び処分(複製、翻訳、翻案、変更、譲渡 貸与及び二次的著作物の利用を含む)に関する一切の権利は原子力機構に帰属するものとする。 1.12.2 守秘義務受注者は、本業務を実施することにより取得した各データ、技術情報、成果、その他の全ての資料及び情報を発表もしくは公開すること、または、第三者に評価を受けることもしくは提供してはならない。 1.12.3 成果物の公開2 章の成果の内容を公開する場合は、受注者及び発注者の関係者間で協議を行い、公開範囲を決定する。 -4-2. 技術仕様本作業は、多様な立地環境及び利用形態が想定される革新炉である高温ガス炉に対して、耐震設計段階における規制検討に資する確率論的リスク評価手法及びモデルの構築を目的とする。 本作業では、主として、公開情報に基づく、簡易的な高温ガス炉の地震リスク評価用モデルについて、調査・分析する。 加えて、それらを用いた試解析を実施することにより、高度化対象等を抽出する。 (1) 既存高温ガス炉の地震PRAモデルの調査・分析(2) 解析手法による評価結果への影響の確認(3) 耐震設計段階における規制でのリスク情報活用を念頭にした重要度計算(4) PRA定量化手法への機械学習適用研究の文献調査(5) 報告書の作成2.1 既存高温ガス炉の地震PRAモデルの調査・分析原子力機構が提供する高温ガス炉の地震PRAモデル2件について、現状を分析し整理する。 地震PRAモデルのうち1件は、文献[1]、文献[2]等の検討に利用されたモデルであり、SECOM2-DQFMコード[3]の入力として提供する。 当該モデルでは、4の起因事象(原子炉容器破損、冷却材喪失事故、外部電源喪失、過渡)が、約90の基本事象を含む単一のフォールトツリーでモデル化されている。 もう1件は、文献[4]の報告書に基づいて、原子力機構が作成した簡易的な地震PRAモデルであり、Python言語で作成された 18 の地震損傷を表す基事象から構成される単一のフォールトツリーである。 それぞれについて、それらモデルの概略的な説明、イベントツリー及びフォールトツリー構造の描画に加えて、炉心損傷頻度、条件付炉心損傷確率等の解析結果も加えた形としA4で2枚程度の概要書に整理する。 2.2 解析手法による評価結果への影響の確認上記2.1項にて調査・分析した地震PRAモデル2件について、複数の定量化手法を適用することにより評価結果への影響を確認する。 ここで適用する手法としては、DQFM法、ミニマルカットセット上限近似法[5]、Binary Decision Diagram法 [6]、Direct Probability Calculation Quantification法 [7]を含むものとする。 評価結果としては、炉心損傷頻度、加速度ごとの条件付炉心損傷確率、FV 重要度及び RAW重要度を含むものとする。 なお、評価に際して、SECOM2-DQFMの入力として提供した地震PRAモデルは、Pythonコードに変換した上で、上記の各種手法の評価結果を比較可能とすること。 2.3 耐震設計段階における規制でのリスク情報活用を念頭にした重要度計算地震PRA から得られるリスク情報を新設する耐震設計段階の高温ガス炉の規制に活用する場合の課題の1つとして、立地サイトが決定していない、すなわち地震ハザードを特定していない段階での機器の重要度(順位を含む。)に注目する。 原子力機構が提示するプラントレベルのHCLPF (High Confidence of Low Probability of Failure) に基づく式(1)及び(2)に記す2種の重要度指標 及び を上記 2.1 項で調査した地震PRAモデル 2 件にそれぞれ適用することにより、上記 2.2 項で計算したFV重要度及びRAW重要度の評価結果と比較し、差異があれば整理する。 -5-式(1) 式(2)ここで、 : 当該PRAモデルのHCLPF、 : 当該PRAモデルの基事象 について地震損傷確率を0とした場合のHCLPF、 : 当該PRAモデルの基事象 について地震損傷確率を1とした場合のHCLPFである。 2.4 PRA定量化手法への機械学習適用研究の文献調査原子力分野及び地震分野に限らずイベントツリー/フォールトツリー解析に機械学習を適用した先行研究について広く調査を行い、近年の研究から約 20 件をリスト化する。 そのリストに基づき、原子力機構と協議し、約 5 件について詳細な調査を行い、当該文献の新規性及び上記 2.1 項で調査した地震PRAへの適用性の観点で整理を行う。 2.5 報告書の作成本作業で行った内容を以下に従い報告書に取りまとめる。 ・ 報告書は、背表紙、および、表示を付けてファイリングする。 ・ CD-Rまたは、DVD-R等にもラベルを付けて、ファイリングに格納する。 ・ 報告書の内容については、指示された作業の途中経過がわかるようにグラフや図表を用いて図表番号の対応関係をわかりやすくまとめるものとし、データの羅列にならないように留意すること。 ・ 本作業の参考資料として原子力機構から貸与された図面や資料を参照できるようにするため、報告書に含め、納品時に報告書で作業内容を報告書1冊で全て確認できるようにすること。 ・ 報告書には、契約期間内の打合せ等の議事録を含めること。 参考文献：[1] 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構、「高温ガス炉の確率論的安全評価手法の開発」、平成 29 年度文部科学省 国家課題対応型研究開発推進事業英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業成果報告書、平成 30 年 3 月、https://www.kenkyu.jp/nuclear/field/h27/h29str_2_1report.pdf[2] Matsuda, K., et al. (2017). Probabilistic risk assessment method developmentfor high temperature gas-cooled reactors, 2; Development of accident sequenceanalysis methodology. Proceedings of 2017 International Congress onAdvances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017). [4] GA TECHNOLOGIES INC., Probabilistic risk assessment for the standardmodular high temperature gas-cooled reactor, DOE-HTGR-86-011, Revision 3,Volume 1&2. [5] Barlow, R.E., Proschan, F., 1975. Statistical Theory of Reliability and LifeTesting Probability Models. Holt, Rinehart and Winston Inc. [6] Rauzy, Antoine. “New Algorithms for Fault Trees Analysis.” ReliabilityEngineering and System Safety 40, no. 3 (1993): 203–11. https://doi.org/10.1016/0951-8320(93)90060-C. [7] Riley, J., Jung, WS. and Roy, JF., Program on technology innovation: An-6-assessment of the direct probability calculation quantification method:Comparison with other quantification methods, EPRI, Palo Alto, CA, 1013493(2006). 以上