Hazard identification of criticality accidents at the JCO facility

玉置 等史; 渡邉 憲夫*; 村松 健

Proceedings of the 2001 Topical Meeting on Practical Implementation of Nuclear Criticality Safety (CD-ROM), 10 Pages, 2001/11

確率論的安全評価手法の整備の一環として、JCOのウラン燃料加工施設を対象に、ハザード及び施設の安全確保策を整理し、潜在的事故シナリオを系統的に抽出するハザードマップ手法を用いたハザード分析を行った。この研究の目的は手法の妥当性の確認及び実施する上での教訓及び課題の摘出である。本ハザード分析より、臨界に至る事故シナリオを同定し、この分析手順が妥当であることを確認した。また、JCOが不法に採用していた設計と運転手順に対しても同手法を適用し、現実に発生した事故を含むような事故シナリオの抽出が可能か否かを検討した。その結果、運転手順に定められた機器以外のものの利用といった相当に広い範囲の起因事象を想定する必要があることがわかった。このため、実際に起きたものを含め、重要シナリオを漏れなく抽出するためには、起因事象の同定などの手順について実用的な手順書を作成しておく必要がある。

施設の解体・撤去に伴う廃棄物発生量積算評価-東海事業所及び人形峠環境技術センター-

菖蒲 康夫; 田辺 務; 高橋 邦明; 武田 誠一郎

JNC TN8420 2001-008, 134 Pages, 2001/07

JNC-TN8420-2001-008.pdf:4.4MB

サイクル機構から発生する全ての放射性廃棄物について、発生から処理・処分に至る廃棄物管理の全体計画(「低レベル放射性廃棄物管理プログラム」)の検討、並びに国における低レベル放射性廃棄物処分に関する安全基準等の策定に資するためのデータ整備を目的とし、東海事業所及び人形峠環境技術センターの管理区域を有する施設(以下、「核燃料施設」という)の解体・撤去に伴い発生する廃棄物量の調査・評価を行った。東海事業所及び人形峠環境技術センターの核燃料施設の解体廃棄物量は、以下の通りである。(1)東海事業所 東海事業所の核燃料施設の解体に伴う廃棄物量は、総量約1,079,100トンである。その内訳は放射性廃棄物相当が約15,400トン、放射性廃棄物として扱う必要のない廃棄物相当(クリアランスレベル以下相当及び非放射性廃棄物相当)が約1,063,700トンである。(2)人形峠環境技術センター 人形峠環境技術センターの核燃料施設の解体に伴う廃棄物量は、総量約112,500トンである。その内訳は放射性廃棄物相当が約7,800トン、放射性廃棄物として扱う必要のない廃棄物相当(クリアランスレベル以下相当及び非放射性廃棄物相当)が 約104,700トンである。

平成12年度安全研究成果発表会(核燃料サイクル分野-状況等とりまとめ-)

岡 努; 谷川 勉*; 戸室 和子*

JNC TN8200 2001-001, 42 Pages, 2001/01

JNC-TN8200-2001-001.pdf:3.16MB

平成12年12月14日、核燃料施設、環境放射能及び廃棄物処分を対象とした平成12年度安全研究成果発表会を核燃料サイクル開発機構(以下「サイクル機構」という。)アトムワールド(東海事業所)で開催した。本発表会は従来、職員相互の意見交換の場として、社内の発表会として開催されたが、平成8年より公開の発表会とし、社外(科技庁、大学、原研、電力、メーカ)からも多数の方々の参加をいただき、学識経験者等のご意見、ご要望を広く拝聴する方式で開催することとした。本発表会の発表課題は、サイクル機構が「安全研究基本計画」に基づいて実施している核燃料施設、環境放射能、廃棄物処分及び確率論的安全評価(核燃料施設に係るもの)分野の安全研究課題(全41課題)の中から、選定された13課題である。平成11年度の成果について各課題の発表を行った。本資料は、今後の安全研究の推進・評価に資するため、各発表における質疑応答、総括コメント等についてとりまとめたものである。なお、発表会で使用したOHP等はJNCTW1409 2000-004「平成12年度安全研究成果発表会資料(核燃料サイクル分野)」で取りまとめている。また、サイクル機構が実施している核燃料サイクル分野の安全研究の成果をJNCTN1400 2000-013「安全研究成果の概要(平成11年度-核燃料サイクル分野-)」でとりまとめている。

JCO臨界事故にかかわる生産システムと工程の特性の分析

田辺 文也; 山口 勇吉

日本原子力学会誌, 43(1), p.48 - 51, 2001/01

https://doi.org/10.3327/jaesj.43.48

JCO臨界事故の認知システム工学的方法による分析の一環として実施した、システムと工程の特性に関する分析の結果を報告する。工程における貯液機能の重要性、化学的労働災害リスク、作業負荷の重要性とそのレベルの変遷と工程の変遷との関連を分析している。また許認可段階での貯塔の役割についても明らかにした。

海外の核燃料施設における臨界事故の原因分析; JCOウラン加工工場臨界事故との類似性

渡邉 憲夫

日本原子力学会誌, 42(11), p.1204 - 1214, 2000/11

https://doi.org/10.3327/jaesj.42.1204

平成11年9月30日に発生したJCO臨界事故は、我が国で初めての原子力事故による犠牲者を生むとともに、周辺住民に対しても避難や屋内待避を強いる結果となった。一方、海外の核燃料施設においても臨界事故は発生しており、21件の事例が報告されている。本報告では、これら21件の臨界事故について、その全体的な傾向を調べるとともに、事故に至ったプロセスや原因を分析しJCO事故との類似性の観点から整理した。その結果、ほとんどの臨界事故は、ウランあるいはプルトニウム溶液の取り扱い時に非安全形状の容器において発生しており、また、いくつかの事例では、作業効率を上げるために手順や規定に違反したり、規制当局に申請せず作業手順を変更したり、臨界事故の可能性に関する理解が不十分であったり、臨界は起こらないという安心感があったことなど、JCO事故と類似した問題が明らかとなった。

海外の核燃料施設における臨界事故に関する事例集

渡邉 憲夫; 玉置 等史

JAERI-Review 2000-006, p.56 - 0, 2000/04

JAERI-Review-2000-006.pdf:3.78MB

平成11年9月30日のJCO臨界事故は、放射線被ばくによる犠牲者を生むとともに、周辺住民に避難や屋内待避を強いる結果となった。一方、海外の核燃料施設においても臨界事故が発生しており、21件の事例(米国7件、英国1件、ロシア13件)が報告されている。本報告では、公開情報をもとに、事故の概要、影響、原因を整理して事例集としてまとめた。また、臨界事故の特徴を把握するために全体的な傾向を調べた。その結果明らかとなった主要事項は以下の通り: (1)ほとんどの事例が溶液を扱っている施設で起きている。(2)ほとんどが非安全形状容器で発生しているが、安全形状設計の容器で起きた事例もある。(3)総計7名の作業員が死亡している。(4)作業員の不適切な対応で再臨界に至った事例、ホウ酸水を注入したにもかかわらず再臨界になった事例がある。(5)臨界停止のメカニズムは多様である。

安全研究成果の概要(平成10年度-核燃料サイクル分野)

not registered

JNC TN1400 2000-001, 371 Pages, 2000/01

JNC-TN1400-2000-001.pdf:12.26MB

平成10年度の核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)における安全研究は、平成8年3月に策定した安全研究基本計画(平成8年度平成12年度〉に基づき実施してきた。本報告書は、核燃料サイクル分野(核燃料施設等、環境放射能及び廃棄物処分分野の全課題、並びに耐震及び確率論的安全評価分野のうち核燃料サイクル関連の課題)について、平成8年度平成10年度の3ヶ年の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。

核燃料施設のデコミッショニング技術開発

谷本 健一

PNC TN9450 98-002, 52 Pages, 1998/01

PNC-TN9450-98-002.pdf:11.7MB

核燃料施設のデコミッショニング技術は、測定・除染・解体・遠隔作業等の各要素技術とデーターベースを組合せ、解体工法、費用、工期。作業者の放射線被ばく線量、廃棄物発生予測等を評価しシステム化を図る必要がある。この評価に際しては、解体・撤去対象物の汚染形態等が多種多様であることから、個々のケース毎に最適な手順、方法、作業管理を幅広く検討する必要がある。特に核燃料施設のデコミッショニングに際しての特微は、施設が核燃物質であるプルトニウム等の超ウラン各種、あるいは90SR及び137CS等の核分裂生成物を取扱っていることである。従って、1除染・解体作業時のより厳重な内部被ばく対策、2放射能の包蔵性管理、3二次廃棄物の低減化対策を講ずる必要があるために、除染・解体手法は広い適用性が要求される。また汚染各種の多くは長半減期であることから、1減衰効果によるデコミッショニング作業時の被ばく低減が望めない、2核種の包蔵性維持のために、施設閉鎖後も運転時と同様な管理体制が要求される。3ブローボックス、搭槽類等の機器設備やオフガス設備等の耐用年数は、例えば100年以上は有していないこと等の理由から、基本的には施設・設備の特徴を考慮して、効果的にデコミッショニングに係わる技術開発体験を図る-1に示す。各々の要素技術は、試験を通してその機能・性能を確認するとともに、重要な技術について

過熱液滴型中性子検出器の開発研究

成田 正邦*; 澤村 晃子*

PNC TJ1600 96-005, 52 Pages, 1996/03

PNC-TJ1600-96-005.pdf:1.4MB

原子炉施設、核燃料取扱施設においては、作業環境中の空間線量率や放射線業務従事者の被曝管理において、線のみならず中性子の測定が不可欠である。中性子検出器の一つである過熱液滴型検出器は線に感度がないこと、検出限界が現在実用に供されている中性子検出器に比べ低いことから、特に線と中性子が混在する作業環境における中性子線量率や放射線従事者の中性子被曝を測定できる有望な検出器である。しかし、この検出器の作動理論や、その特性については未だ十分解明されていない。本研究は現場の放射線管理への適用に資するために、この過熱液滴型検出器の作動原理の理論解析を行い基本特性を解明することを目的とする。今年度は、以下の検討を行った。(1)過熱液滴型検出器の理論解析1.臨界エネルギーの計算2.中性子検出感度の計算(2)過熱液滴型検出器試作法および試作検出器の検討(3)基本特性の把握1.過熱液滴型検出器の温度・圧力の依存性2.過熱液滴型検出器の線に対する感度特性

ダストモニタ校正用線源の標準化に関する調査研究

not registered

PNC TJ1500 95-002, 62 Pages, 1995/03

PNC-TJ1500-95-002.pdf:4.12MB

動力炉・核燃料開発事業団は、核燃料サイクル施設を運転しており、これらの多様な施設の排気放射能をダストモニタにより測定している。このダストモニタによる測定において、ダストモニタの校正定数が校正に使用される線面線源にどのように依存するかを評価しておくことが重要である。本報告書においては、現状で一般に使用されているGM計数管式およびプラスチックシンチレーシン検出器式ダストモニタを対象として、ダストモニタの放射能測定器の校正に使用される線面線源の違いによる校正定数の変化の基礎的データを収集するとともに、ルーチン校正において使用すべき線面線源について検討を行った。