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原子力安全・防災研究所 安全研究センター リスク評価・防災研究グループ
JAEA-Testing 2025-007, 110 Pages, 2026/03
JAEA-Testing-2025-007.pdf:2.57MB
日本原子力研究開発機構安全研究センターでは、原子力発電所事故の確率論的リスク評価(PRA: Probabilistic Risk Assessment)研究の一環として、レベル3PRAコードOSCAARの開発を行っている。OSCAARはレベル2PRAで得られたソースタームを基に、環境中に放出された放射性物質の移流、拡散、沈着を様々な気象条件に対して評価し、これらの放射性物質によって公衆が受ける被ばく線量および健康影響を確率論的に評価することができる計算コードである。OSCAARでは、実際の原子力発電所事故時に実施される防護措置による被ばく線量低減効果を考慮することができ、原子力発電所周辺住民の事故時の被ばくを低減するための対策や計画の事前策定に資する。本報告書はOSCAARコードバージョン2.0の使用方法を説明したユーザーマニュアルである。
原子力安全・防災研究所 安全研究センター リスク評価・防災研究グループ
JAEA-Data/Code 2025-015, 68 Pages, 2026/02
JAEA-Data-Code-2025-015.pdf:2.82MB
日本原子力研究開発機構安全研究センターでは、原子力発電所事故の確率論的リスク評価(PRA: Probabilistic Risk Assessment)研究の一環として、レベル3PRAコードOSCAARの開発を行っている。OSCAARはレベル2PRAで得られたソースタームを基に、環境中に放出された放射性物質の移流、拡散、沈着を様々な気象条件に対して評価し、これらの放射性物質によって公衆が受ける被ばく線量および健康影響を確率論的に評価することができる計算コードである。OSCAARでは、実際の原子力発電所事故時に実施される防護措置による被ばく線量低減効果を考慮することができ、原子力発電所周辺住民の事故時の被ばくを低減するための対策や計画の事前策定に資する。本報告書はOSCAARバージョン2.0にて用いられている解析モデルを説明した解説書である。
廣内 淳; 渡邊 正敏*; 林 奈穂; 長久保 梓; 高原 省五
JAEA-Research 2024-015, 114 Pages, 2025/03
JAEA-Research-2024-015.pdf:10.03MB
原子力事故によって汚染された地域では、事故後の初期及び長期にわたって、居住環境での滞在を通じて放射線を被ばくする。同じ事故シナリオであっても、原子力サイトごとに気象条件や周辺環境が違うため被ばく線量が異なり、防護措置の一つである屋内退避をした場合の被ばく低減効果も異なる。事故初期において屋内退避をした場合に想定される被ばく線量、または想定される被ばく低減効果などの情報は、住民や原子力防災計画を策定する国・自治体にとって重要な情報となる。そこで本報告書では、日本における原子力施設を有するサイトで、過去のシビアアクシデント研究で示された3つのシナリオ、原子力規制委員会で定められている放出シナリオ、東京電力福島第一原子力発電所事故を想定したシナリオの5つの事故シナリオに対して、確率論的事故影響評価コードの一つであるOSCAARを用いて被ばく線量及び屋内退避による被ばく低減効果を評価した。被ばく低減効果はサイト間で約20%の違いが見られ、これは風速のサイト間の違いによることを示した。
永井 晴康
no journal, ,
本講義では、原子力防災における放射性物質の大気拡散解析について、的確に利用するために必要となる基礎知識を解説する。まず、放射性物質の大気拡散現象の諸プロセスを説明し、大気拡散状況を決める要因を理解する。次に、原子力防災において利用される典型的な大気拡散解析手法を紹介し、目的や状況に応じて適切な解析手法を選定して利用することの重要性を解説する。さらに、実際の大気拡散解析の事例を用いて、解析結果の特性を理解した利用方法を説明する。