再処理施設の放出量評価手法; 日本原子力学会における事故影響評価手法の調査

Evaluation method of radioactive material release in accident of nuclear fuel reproccessing facilities; Research on accident consequence evaluation method at AESJ

吉田 一雄 

Yoshida, Kazuo

日本原子力研究開発機構では、核燃料施設の確率論的安全評価(PSA)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「核燃料施設の事故影響評価手法に関する調査」を実施した。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(主として再処理施設)において想定される主要な異常事象において放出される放射性物質を評価するための手法,利用可能な基礎的データ等を中心に調査した。その結果、内的事象で想定される事故シナリオでは、おおむね適切な評価結果を得ることができるが、地震時等の外的事象を想定した事故シナリオでは、解析に必要な情報が不足しており、これらの情報を得るための実験的研究が必要であると考えられる。

Japan Atomic Energy Agency (JAEA) entrusted with a research on the state-of-the-art of consequence analysis method for 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 boiling of radioactive solution postulated in NRNF resulting in release of radio active material to the environment.