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丸山 結; 喜多 利亘*; 倉本 孝弘*
日本原子力学会誌ATOMO
, 62(6), p.328 - 333, 2020/06
発電用原子炉施設, 核燃料施設などの原子力関連施設の安全確保において、確率論的リスク評価(PRA)が重要な役割を担っている。PRAより得られる様々な知見や情報が原子力関連施設の運用に関する意思決定に有用であり、自主的安全性向上活動、新検査制度などにおいて、PRAより得られるリスクの活用もなされている。一方で、PRAの評価技術についても、日本原子力学会標準委員会において、PRA手法を中心とした標準(実施基準)の整備を行うなど段階的に進展している。こういった背景の中で、「よくわかるPRA; うまくリスクを使えるために」と題する連載講座を本稿から7回にわたって開講する。第1回は、原子炉施設及び核燃料施設を対象に、内的事象及び外的事象、レベル1, レベル2及びレベル3、各運転状態(通常運転時や停止時)に対するPRAについて、技術の現状及び応用例、今後の技術課題や研究・開発の方向性について概説する。
傍島 眞; 村松 健
原子力工業, 42(9,10), p.7 - 13, 1996/00
PSAについては最近、国際的に手法開発・利用の面でめざましい発展がある。'95年11月にソウルで開催された国際会議はその動向を映したものであったが、そこで見られた各分野をトピックスとして採り上げ、その状況について解説する。個別プラント評価やプラント改造に関しては、米国NRCが設置者に要請した評価結果の提出とそのレビューの進捗が上げられ、外的事象評価も含めたプラント改造への反映がわが国との対比で解説される。リビングPSAについては、その利用の現状と利用において期待される利点及び普及のための課題が解説される。
阪本 善彦; 深沢 剛司*; 川崎 信史; 岡村 茂樹*
no journal, ,
FBR実証施設として設計検討が進められているナトリウム冷却型高速炉(JSFR)では、主要機器への地震力低減の観点から、高速炉の特徴を考慮した免震システムを採用している。東北地方太平洋沖地震以降、設計地震動の見直しを行い、これまで以上に厳しい地震条件において耐震性を確保するだけでなく、安全設計ガイドラインの構築及び安全性向上の目的で、津波等の様々な外的事象に関する対応策を検討している。本報告では、設計地震動並びにその他の外的事象に対応する免震概念及び免震概念実現に向けた課題等を紹介する。
高田 孝; 宮野 廣*; 野口 和彦*; 村松 健*; 成宮 祥介*; 牟田 仁*; 糸井 達也*; 松本 昌昭*; 松永 陽子*
no journal, ,
「安全」はリスクを尺度として測ることができる。言い換えれば、リスク評価は安全を考える上で必須となる。本報では、原子力安全におけるリスク評価(定量化)と地震等の外的事象への適用についてその概要を解説する。
中村 秀夫
no journal, ,
日本原子力学会の熱流動部会が継続的に改訂を進め、2017年3月末に完成した熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2017(熱水力RM 2017)について、改訂の概要を解説する。同ロードマップは、東京電力福島第一原子力発電所の事故の教訓を基に、同様の事故を二度と生じさせないよう安全性を抜本的に強化する姿勢を持って、軽水炉の継続的な安全性向上策を取りまとめている。対象の技術は、事故時の炉心冷却からシビアアクシデントの発生防止や影響緩和に必要なアクシデントマネジメント策、安全評価コード等の開発と改良、さらには津波や竜巻、火山や火災など熱流動現象が関与する外的事象まで幅広い領域をカバーする。今回の改定では、(a)対象とする基盤技術の課題の整理と追加、(b)技術課題を説明する個別(課題)調査表の充実、(c)資源エネルギー庁と原子力学会による原子力全体に係る軽水炉安全技術・人材ロードマップの技術課題との対応表の作成、(d)計算科学技術部会の協力による外的事象に係る技術課題に関する記載の充実、の4点が主に行われた。解説では、熱水力ロードマップの経緯と共にこれら4点を詳しく説明し、今後の改訂の方向性について議論を行う。
