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核燃料施設の確率論的安全評価に関する調査,2

Research on the state-of-the-art of probabilistic safety assessment for non-reactor nuclear facilities, 2

吉田 一雄; 阿部 仁; 山根 祐一; 田代 信介; 村松 健

Yoshida, Kazuo; Abe, Hitoshi; Yamane, Yuichi; Tashiro, Shinsuke; Muramatsu, Ken

日本原子力研究開発機構安全研究センターでは、核燃料施設の確率論的安全評価手法整備の一環として、社団法人日本原子力学会に委託し「核燃料施設の確率論的安全評価に関する調査」を実施した。本調査は、核燃料施設でのPSA適用に向けた課題を検討し、これにより、定量的性能目標の策定,リスク情報を活用した安全管理/規制(RIR)の参考となる情報を得るとともに、関係者間での共通認識の醸成に資することを目的としている。調査にあたっては、日本原子力学会が「核燃料施設事故影響評価手法」調査専門委員会を組織し、核燃料施設において想定される主要な放射性物質の環境への放出を伴う異常事象(臨界,火災,爆発等)の環境への上限的な影響を評価するための手法を中心に調査を実施した。本報告書は、日本原子力学会「核燃料施設事故影響評価手法」調査専門委員会が、平成17年度に実施した調査の結果をまとめたものである。

Japan Atomic Energy Agency (JAEA) entrusted with a research on the state-of-the-art of probabilistic safety assessment (PSA) of non-reactor nuclear facilities (NRNF) such as fuel reprocessing and fuel fabrication facilities to the Atomic Energy Society of Japan (AESJ). The objectives of this research is to obtain the basic useful information related for establishing the quantitative performance requirement and for risk-informed regulation through qualifying issues needed to be resolved for applying PSA to NRNF. A special committee of "Research on the analysis methods for accident consequence in NFRF" was organized by the AESJ. The research activities of the committee were mainly focused on the analysis method for upper bounding consequences of accidents such as events of criticality, explosion, fire and solvent boiling postulated in NRNF resulting in release of radio active material to the environment. This report summarizes the results of research conducted by the committee in FY 2005.

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