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高原 省五
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故の影響を受けた地域では、日常生活を通じて、住民が放射線を被ばくする状況となっている。被ばく線量評価は、防護措置の導入及び解除の検討、事故による影響評価における重要課題の一つである。本研究では、住民の被ばく線量を包括的かつ現実的に評価するために、確率論的評価手法を採用し、環境中の放射性物質濃度及び生活習慣の測定・調査結果をもとに評価を実施した。事故後の1年間で成人が受けた実効線量について、放射性プルームからのクラウドシャイン及び呼吸摂取、並びにグランドシャインによる線量を算出した。環境中濃度及び生活習慣の分布をもとに住民の線量分布を評価したところ、事故後20km圏内から避難した住民に対する95%値は1-10mSv/年、飯舘村や浪江町などの計画的避難区域の住民に対する95%値は10-50mSv/年の範囲となった。年間線量に対して支配的な被ばく経路はグランドシャインであり、約90%が同経路から生じているものと評価された。また、福島県内の主要都市に定住した場合に生涯で受ける被ばく線量の3分の1は、汚染後の初めの1年で既に生じたものと評価された。
竹田 武司
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安全研究センターの熱水力安全研究グループでは、平成17年度から7年半にわたり軽水炉の安全上の課題解決にかかわるOECD/NEA ROSAプロジェクトを主催した。PWRの事故現象模擬・再現性に優れたLSTFを用いて多様な事故現象を包含する9課題19回の実規模実験を行い、得られたデータをもとに事故現象の解明とともに熱水力最適評価(BE)手法の性能向上を目指した研究に取り組んでいる。ここでは代表例として、大破断LOCA時の低温側配管内蒸気凝縮にかかわる個別効果実験と、低温側配管での中破断LOCAに関するシステム効果実験の結果を紹介する。特に後者では、実験前解析(Blind解析)を参加機関とともに系統的に実施し、最高燃料被覆管温度や炉心水位など、主要な安全指標に大きなバラツキを見いだすとともに、実験後解析を通じて、炉心出口での気液対向流制限など、炉心冷却の予測改善に必要な解析モデルを明確にした。
佐藤 聡
no journal, ,
シビアアクシデント(SA)を考慮した熱水力安全研究計画においては、SAの回避及び緩和に用いる熱水力安全評価技術の開発,高度化を目的としている。この中で、SAの緩和については、格納容器挙動実験を実施し、格納容器内熱水力挙動とエアロゾル挙動に関するデータベース構築を行う。また、SA回避については、炉心及び冷却ループ内熱流動実験を実施し、伝熱流動に関する詳細データベースの取得及び現象解明を行う。さらに、得られたデータベースを活用し、数値解析技術の高度化を行い、国産の安全評価手法の開発を支援することが重要な課題である。
阿部 仁; 田代 信介; 山根 祐一; 天野 祐希; 吉田 一雄; 内山 軍蔵
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再処理施設の確率論的安全評価手法を確立するためには、頻度は極めて低いが影響の大きいと考えられる事象の評価に必要なデータの取得が重要な課題である。原子力機構, 原子力安全基盤機構, 日本原燃の3機関の共同研究として、再処理施設の高レベル濃縮廃液の沸騰事象における放射性物質の放出・移行特性を検討している。本研究は、小規模のコールド基礎試験,コールド工学試験,小規模のホット試験の3試験から構成される。このうちコールド基礎試験では、加熱した模擬高レベル濃縮廃液からの模擬FPの放出・移行特性を観察している。本発表では、試験研究計画の概要及びコールド基礎試験結果の一例を報告する。
木村 仁宣; 石川 淳
no journal, ,
リスク評価・防災研究グループがこれまでに実施してきたリスク評価に関する研究やそれを応用した原子力防災の技術的支援に関する研究から得られた主な成果をまとめ、ポスター発表を行う。
飯田 芳久
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地層処分の安全評価では、緩衝材や岩石中での放射性核種の収着の程度を示す、分配係数というパラメータを定量的に示す必要がある。特に数千年以上の長期間を対象とした場合には、地質媒体や地下水組成の時間的・空間的な変遷を考慮して分配係数の変動を評価することが重要である。しかしながら、長期的な処分環境の変動に対し、すべての核種を対象として網羅的に分配係数データを取得・整備することは非常に困難である。そのため本研究では、これまでさまざまな環境条件で取得された既往の分配係数データに加え、現象論的収着モデル計算及び処分サイト試料を用いて取得された分配係数データを複合的に考慮することにより、安全評価に用いる分配係数値及び変動幅を設定する考え方を整理した。
大和 正明; 杉山 智之; 永瀬 文久
no journal, ,
原子炉の設計が安全であることを確認するため、通常運転時に加え、さまざまな事故を想定した場合についても安全評価が行われる。このような事故は設計基準事故と呼ばれ、その1つが、配管の破断等により原子炉の水が失われる冷却材喪失事故(LOCA)である。LOCA時の安全確保のために定められた基準の基本的な考え方を示すとともに、近年実施したLOCA後の被覆管の健全性評価試験、高温酸化におけるブレイクアウェイ現象に関する試験、海水影響試験の結果を報告する。
澤口 拓磨
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故の影響により汚染された災害廃棄物については、可能な範囲で再利用等を行い、その埋設処分量をできるだけ減少させることが望まれている。また、環境省は、クリアランスレベル(放射性Cs濃度100Bq/kg)を超える災害廃棄物については、被ばく線量を10
Sv/y以下に低くするための対策を講じつつ、管理された状態で利用することは可能であるとし、道路の路盤材等へ利用する方針を示した。そこで、本研究では、汚染されたコンクリートがれきを再生資材として道路の路盤材等へ利用した場合の作業者、一般公衆の被ばく線量を評価するとともに、再利用可能な放射性Cs濃度の検討を行った。その結果、基準線量相当Cs濃度が最も小さくなる(被ばく線量が最も高くなる)経路は「完成道路周辺居住者(子ども)の外部被ばく」であること、及び遮蔽効果を有する資材を0.3m上部に確保すれば、Cs平均濃度で2,700Bq/kgの資材を「道路・下層路盤材」として利用可能であることを示した。
飛田 徹; 宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄; 西山 裕孝
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安全上重要な原子炉圧力容器等については、照射脆化や応力腐食割れ等の経年劣化を評価・予測し、将来に渡って健全性を維持できることを確認することとなっている。そのため、経年劣化予測及び評価手法の精度向上は重要な課題である。われわれは、これらの課題に対応するため、原子炉圧力容器を対象として、その破壊靭性評価手法や確率論的破壊力学(PFM)解析手法に基づく破損確率評価手法の高度化に関する研究を実施している。破壊靱性評価手法の高度化に関しては、さまざまな靱性レベルの鋼材について、監視試験片から採取可能な微小試験片を用いて、十分な精度で破壊靱性の温度依存性を評価できることを明らかにした。また、原子炉圧力容器上蓋貫通部のPWSCCを対象に、Ni基合金異材溶接部に対するPFM解析コードPASCAL-NPを開発した。本解析コードにより実機損傷事例を対象として行った破損確率解析の結果は、検査結果とおおむね一致した。本ポスターでは、これらの研究成果の概要を紹介する。
勝山 仁哉; 山口 義仁; 鬼沢 邦雄; 西山 裕孝
no journal, ,
東北地方太平洋沖地震の発生や耐震審査指針の改定を踏まえ、塑性域の地震荷重を受けた機器類におけるき裂進展評価手法の確立や基準地震動を超えた場合を想定して残余のリスクを考慮することが重要な課題となっている。しかしながら、基準地震動を超えた場合、塑性域に至る荷重はどの機器類で発生するか、それらの機器類はどの程度の地震荷重を受けるかを評価する手法の整備が不十分である。本発表では、塑性域の地震荷重を考慮したき裂進展評価手法の提案にかかわる機器・構造信頼性研究グループにおける研究成果を報告するとともに、提案したき裂進展評価手法等を活用した確率論的破壊力学解析コードの高度化や耐震裕度評価手法の構築に向けた今後の研究計画について報告する。また、システム計算科学センターと連携して進める3次元大規模構造応答解析による地震荷重の整備についても発表する。
