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鈴木 美寿
Risk Assessment, p.133 - 151, 2018/02
統合型リスク評価が、安全、セキュリティ及び保障措置の間のシナジー効果を促進するものとして開発される。統合型3Sリスク評価のシナジー効果の一つとして、これから建設する原子力施設の設計段階から3S対応を取り込む方法が考えられる。安全分野では、基本事象のデータを用いてシビアアクシデントの頻度を見積る。最近のセキュリティ事案に対する懸念もあり、ETs/FTsの手法に基づく枢要区域特定手法は原子力発電所の枢要設備に対するサボタージュ防護を調べるために用いられている。異なる困難は保障措置におけるリスク評価においてもあり、核物質の転用やミスユースは施設者や国家の意図的な動機によって起こることから、その起点を推測することは一般的に困難である。本章では、3S間の最適で費用対効果を有する管理を追及して3Sリスク間のバランスについて調べる。
武田 聖司; 木村 英雄
JAERI-Research 2002-014, 20 Pages, 2002/07
JAERI-Research-2002-014.pdf:1.37MB
地層処分の安全評価に伴う不確かさのうち、パラメータ不確かさとモデル不確かさに起因した影響評価を目的として、確率論的評価手法(GSRW-PSA)の開発を行った。不確かさの影響評価に先立ち、人工バリア及び天然バリア中の核種移行評価モデルに関して決定論的なベンチマーク計算を行い、評価コードの特性・適用性を明らかにした。次に、GSRW-PSAを用いて、HLW処分の重要核種であるCs-135及びSe-79を対象とした人工バリア及び天然バリアに関するパラメータ不確かさ解析を行った。さらに、天然バリアにおける地質媒体の概念化の違いとして、多孔質媒体と亀裂性媒体による近似モデルを想定し、概念化の違いによる影響の評価を実施した。
高橋 知之*; 武田 聖司; 木村 英雄
JAERI-Data/Code 2000-041, 108 Pages, 2001/01
JAERI-Data-Code-2000-041.pdf:4.86MB
原子炉施設等から発生する放射性廃棄物のうち、放射性核種濃度が極めて低いために、それに起因する線量が自然界の放射線レベルに比較して十分に小さく、人の健康へのリスクが無視できるものであれば、当該物質を放射性物質としての規制管理からはずすことが考えられている。この行為をクリアランスといい、その核種濃度をクリアランスレベルという。原子力安全委員会のクリアランスレベル導出にあたっては、パラメータ値に平均的な値あるいは保守的な値に対する決定論的手法が用いられた。また、決定論的手法により導出されたクリアランスレベルの妥当性を確認するため、あわせて確率論的解析を実施した。この解析を行うため、モンテカルロ法による確率論的解析コードシステムPASCLRを開発した。本報告書は、PASCLRコードの構成及び使用法について記述したものである。
W.Nixon*; P.J.Cooper*; C.M.Bone*; S.Acharya*; U.Baeverstam*; J.Ehrhardt*; I.Hasemann*; Steinhauer, C.*; E.G.Diaz*; J.C.Glynn*; et al.
EUR-15109, 0, 338 Pages, 1994/00
安全評価におけるリスクアセスメントの使用の増大に従い、用いられる手法の信頼性及び予測結果に付随する固有の不確かさに注目が集まるようになった。このような背景から、欧州委員会及びOECD原子力機関(NEA)は、確率論的影響評価(PCA)コードの予測結果を比較する研究に着手した。これらのコードはレベル3の確率論的安全評価(PSA)に用いられ、原子力施設の仮想的な事故による健康及び環境リスクの推定に関わっている。1980年代後半から1990年代初期にかけて数多くの新しいPCAコードが開発されたため、この比較研究の開始は時宜を得たのものであった。研究の結果は4つの報告書にまとめられ、第1のこの詳細な技術報告書は、PCAの専門家を対象としたもので、比較結果の詳細が記述されている。
本間 俊充; 笹原 孝*
JAERI-M 93-207, 36 Pages, 1993/10
本報告書は、OECD/NEA主催のPSAC利用者グループの比較問題レベル0に、開発中の確率論的システム評価コードを適用した結果を示すものである。この比較問題は、廃棄物の地層処分施設の性能評価に用いる確率論的システム評価コードの比較検証を目的として提案されたものの一つである。計算には、入力パラメータ値のサンプリングのためのプリ・プロッセッサーコードPREPと不確かさ/感度解析のためのポスト・プロッセッサーコードUSAMOを用い、廃棄物処分システムを構成する各サブシステムモデルは、レベル0の問題設定にしたがってコード化したものを用いた。比較問題の設問への回答の他に、不確かさ及び感度解析を行い、その結果も記載した。
P.Prado*; A.Saltelli*; 本間 俊充
EUR-13923, 47 Pages, 1992/00
この文書は、LISA(長期隔離の安全評価)コードとそのサブモデルについて記したものである。LISAは核廃棄物の地層処分の安全評価のための計算コードである。任意の崩壊チェーン及び任意の数から成る地層媒体中の核種移行を扱うことができる。また、モンテ・カルロ手法を用いて、入力パラメータの不確実さに起因する最終結果(例えば線量)の不確実さを評価することができる。このコードは、分布形をもつ入力パラメータの値をモンテカルロ法で生成するプリプロセッサーコード(PREP)と出力結果の統計解析を行うポストプロセッサーコード(SPOP)と一体となってコードパッケージを形作っている。この報告書では、LISAの構造、サブルーチン及びサブモデルと入出力ファイルについて説明する。利用者が別のサブモデルを用いても利用可能なだけの情報を提供する意図で書かれている。
P.Prado*; 本間 俊充; A.Saltelli*
Radioact. Waste Manage. Nucl. Fuel Cycle, 16(1), p.49 - 68, 1991/00
放射性廃棄物処分の確率論的安全評価に用いるための新しい地層中核種移行計算コードを開発した。この計算コードの特徴は、確率論的評価に用いるため計算時間が比較的少なくて済み、簡便でしかもコード利用者にとって容易でコード自体が明瞭なところにある。本報では、このコードを確率論的安全評価用コードパッケージLISAに組み込み国際標準問題(PSAC)を用いてコードの検証を行なった結果も同時に記す。
鈴木 勝男
JAERI-M 8736, 151 Pages, 1980/03
本報告書は多目的高温ガス実験炉の設計における確率論的手法に基づく安全評価用事故選定に関する検討結果を述べるものである。9個の初期事象に基づき、その事故シーケンスをイベント・ツリを用いて分析し、各ブランチの発生確率とその事故シ-ケンスに従った放射能放出量を解析してリスク・プロット線図に図示した。この図から相対的リスクの大きいものを安全評価用事故として選定した。その結果、原子炉格納容器内への放射能放出に関わる事故として、1次冷却系大破断事故、1次冷却系小規模漏洩事故、地震およびスタンドパイプ破断事故から生ずる事故シーケンスが、一方、格納容器外への放射能放出を伴なう事故としては、2次系配管大破断事故から展開する事故シーケンスがそれぞれ安全評価用事故として確率論的に選定された。
浅山 泰
no journal, ,
機械製品の設計や維持段階での供用適性評価に信頼性評価を導入することがより強く求められるようになってきている。このため新たにJIS規格が整備されたが、実際に信頼性評価を行う場合には、この原則に則る形でより具体的な方法論を示すハンドブックにあたるものが整備されていることが望ましい。そこで、日本機械学会基準案「部分安全係数法を用いた機械製品の信頼性評価に関する指針」が取りまとめられた。本基準案は機械学会内の審議を経て公衆審査が既に終了しており、早ければ2017年度内の発刊が見込まれている。本発表では、本基準案開発の背景、技術的特徴および関連動向について紹介する。
