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平野 雅司; 与能本 泰介; 石垣 将宏; 渡邉 憲夫; 丸山 結; 柴本 泰照; 渡辺 正; 森山 清史
Journal of Nuclear Science and Technology, 49(1), p.1 - 17, 2012/01
被引用回数：97 パーセンタイル：91.67(Nuclear Science & Technology)2011年3月11日、東日本大震災及び津波が福島第一原子力発電所を襲った。多くの努力が事故の原因とその結果生じた被害を解明するために続けられているが、事故で何が生じ、なぜ発生したかについて未だに明らかにすべきことが残されている。本論文では、東京電力及び政府機関から発表されている情報の検証及び解析を通じて、福島第一原発1号機から3号機での事故進展について、明らかにすべきことを特定することを目的とする。また、合理的に達成可能な最高基準の安全への枠組を構築することに貢献するため、得られた知見に基づき、この事故により生じた安全性に関する問題についても議論する。
成宮 祥介*; 平野 光将*; 平野 雅司
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/05
過去30年に渡り、世界各国で、シビアアクシデントに関する研究や確率論的安全評価(PSA)技術の開発や適用が進められ、多くの成果が得られてきた。こうした成果と経験をもとに、我が国でもリスク情報を活用した意思決定(RIDM)に向かう必要がある。日本原子力学会では、こうした流れの中で、RIDMに関する実施基準を策定してきた。本報では、当該実施基準の背景及び主な内容についてまとめる。
平野 雅司; 菅野 眞紀*; 小山 正邦*
保全学, 9(1), p.23 - 25, 2010/04
原子力安全基盤機構は、平成18年3月、技術情報調整委員会を設置し、その下に、安全研究ワーキンググループ,情報基盤ワーキンググループとともに、国際協力ワーキンググループを設置して、国際協力に関する高経年化対応戦略マップの作成を開始した。本報では、国際協力ワーキンググループの活動、すなわち、産官学・学協会連携による国際協力活動の概略について解説する。
平野 雅司; 成宮 祥介*
保全学, 8(4), p.14 - 18, 2010/01
定期安全レビュー(PSR)は、平成4年6月に資源エネルギー庁から、既設の原子力発電所の安全性等の向上を目的として約10年ごとに最新の技術的知見に基づき原子力発電所の安全性等を総合的に再評価し、結果を報告することが電気事業者に要請されたことを契機として開始された。日本原子力学会標準委員会は、PSRの標準的な実施の基準について規定することとし、2006年に「原子力発電所の定期安全レビュー実施基準:2006」を制定・発行した。その後、PSRを取巻く規制に関する状況に変化があったことから、初版策定時の考え方を引継ぎつつこれを改定し、「原子力発電所の定期安全レビュー実施基準: 2009」として制定・発行した。本報では、PSRの経緯,初版策定時以降の状況の変化,PSR実施基準の概要及び主な改定ポイントについて解説する。
丸山 結*; 森山 清史; 中村 秀夫; 平野 雅司; 中島 研吾*
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(1), p.12 - 21, 2003/01
被引用回数：6 パーセンタイル：41.75(Nuclear Science & Technology)デブリと下部ヘッドとの境界におけるギャップを満たす水のデブリ冷却効果を、実炉規模の定常計算に基づいて概略的に評価した。本計算では、狭隘流路における限界熱流束及び内部発熱流体の自然対流熱伝達に関する相関式を用い、ギャップ幅に依存する下部プレナム内冷却可能最大デブリ堆積深さを算出した。計算結果は、TMI-2事故の条件下では1mmから2mmの幅を有するギャップによりデブリを冷却可能なこと、より多量のデブリを冷却するためにはギャップ幅の大幅な増大が必要であることを示唆した。定常計算と併せて、過渡挙動の重要性を明確にするため、ギャップの成長及びギャップ内浸水に関するモデルを構築し、低レイノルズ数型二方程式モデルに分類されるYinらの乱流自然対流モデルとともにCAMPコードに組み込んだ。乱流モデルはUCLAで実施された内部発熱流体自然対流実験の解析により検証し、容器壁面における局所熱伝達係数の分布を精度良く予測することを確認した。ギャップ冷却に関するモデルの検証は、原研で実施した、水で満たした半球容器に溶融アルミナを注いだ圧力容器内デブリ冷却性実験の解析を通して行った。構築したギャップ冷却モデルを用いることにより、CAMPコードが容器壁の温度履歴を再現可能であることを明らかにした。
森山 清史; 中村 秀夫; 平野 雅司
日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.209 - 214, 2002/06
これまでに蒸気爆発に関する実験で得られた知見を整理した。また、蒸気爆発の各過程に関して実炉規模評価の手法とそこに含まれる不確かさの重要度について検討を行った。その結果、実験的知見の不足している領域として、粗混合における融体ジェット分裂過程を取り上げることにした。これに基づき、原研では深い水プール内での蒸気爆発粗混合過程について、高温の酸化物融体を用いて模擬する実験を計画している。実験に使用する融体材料とスケールについて実炉現象模擬性の観点で検討し、適切な条件を実現できる見通しを得た。
安藤 正樹*; 平野 雅司
日本原子力学会誌, 44(2), p.162 - 172, 2002/00
チェルノブイリ事故発生当初、事故原因は運転員の六つの規則違反とされた。しかし、その多くは、実際には規則違反ではなかったか、あるいは規則違反であったとしてもその後の事故の進展には大きな影響はなかったことが次第に明確になってきた。むしろ、設計上による原子炉特性の問題,手順書等運転管理上の問題,さらには、安全規則体制上の問題や運転経験の反映にかかわる問題等、事故の背景にある問題のほうが重要であった。こうした問題は、全てのプラントに共通に存在し得る問題であり、同事故からできるだけ多くの教訓を学ばねばならない。また、事故により燃料の多くが溶融し、周りの構造材等と反応して溶岩状燃料含有物質を形成した。それは現在も原子炉の下部に存在しているが、まだ十分に調査されておらず、解明すべき点が多く残されている。今後の調査に期待する。
丸山 結; 森山 清史; 中村 秀夫; 橋本 和一郎; 平野 雅司; 中島 研吾*
Proceedings of RASPLAV Seminar 2000 (CD-ROM), 8 Pages, 2000/11
シビアアクシデント時圧力容器下部プレナム内溶融炉心熱流動解析コードCAMPの検証を行った。本コードは、内部発熱流体の自然対流と下部ヘッドへの熱負荷、下部ヘッドと溶融炉心固化物間の隙間形成と隙間への冷却水の浸入をモデル化している。半球容器内でフレオンを電磁加熱したUCLA実験の解析では、流体の温度、容器壁面熱伝達係数等を良く予測した。半球スライス容器内で溶融塩を容器側壁から加熱したRASPLAV-salt実験では、熱伝達特性を定性的に再現した。原研で実施した半球体系の圧力容器内溶融炉心冷却性実験の解析を行い、隙間への冷却水浸入モデルを用いることにより実験で測定された容器壁の温度履歴を再現できることを示した。また、狭隘流路内限界熱流束及び内部発熱流体自然対流熱伝達に関する相関式を用い、隙間への冷却水浸入のみでは、大量の溶融炉心の冷却が困難であることを明らかにした。
渡邉 憲夫; 平野 雅司
日本原子力学会誌, 41(6), p.628 - 638, 1999/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)国際原子力事象評価尺度(INES)は、IAEAとOECD/NEAが運営している事象報告システムであり、原子力施設において発生した事故・故障情報を、迅速かつわかりやすい形で提供し、原子力関係者と、マスコミや公衆の間での情報交換に役立てることを目的としている。各事象には、その重要度を示す「尺度」が付けられる。この尺度は、安全上重要でない事象に対するレベル0から、広範囲の健康・環境影響を伴う重大な事故に対するレベル7までを含む。著者等は、我が国でのINES情報の活用に資することを目的として、各々のINES情報について和訳を行い、インターネットを介して提供するためのデータベースの作成を進めてきた。本報では、評価尺度の定義と適用範囲について簡単に述べるとともに、本データベースの格納情報や機能、利用方法を紹介する。また、INES情報に関する技術的利用とそれに際しての本データベースの有用性についても言及する。
渡邉 憲夫; 平野 雅司; 高橋 秀雄*
Proc. of Int. Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment (PSA'99), 1, p.717 - 724, 1999/00
前兆事象評価(ASP)は、米国原子力規制委員会(NRC)が開発・利用した原子力発電所の事故・故障事例の重要度評価手法である。各事例の重要度は、確率論的安全評価手法(PSA)を用いて評価し、その結果は、条件付き炉心損傷確率で表現される。ASPでは、その評価モデルとして、イベントツリーを用いるが、NRCが作成したASP用イベントツリーは、これまでのPSAで用いられたイベントツリーと異なる点が見られる。例えば、ASPでは炉心損傷に至らないシーケンスが、PSAでは炉心損傷に至るシーケンスを含む場合がある。そこで、こうしたイベントツリーの不整合を排除するために、PWRの蒸気発生器細管破損に起因するイベントツリーで定義される事故シーケンスを対象に、熱水力最適評価コードTRAC-PF1を用いて解析を行った。本論文では、その結果と、より現実的なASPイベントツリーを作成するために導出した知見について報告する。
玉越 武*; 渡邉 憲夫; 平野 雅司
JAERI-Data/Code 98-037, 193 Pages, 1998/11
JAERI-Data-Code-98-037.pdf:6.14MB
商用BWRで実際に起きた事故・故障事例の解析や複数の炉に共通する安全問題の解析等に適用することを目的として、電気出力110万kW級BWRを解析対象とした熱水力解析コードTRAC-BF1用入力データを作成した。本報告書は、作成した入力データの内容を記述するとともに、その適用性と問題点を検討するために実施した計算の結果についてとりまとめたものである。入力データの作成に際しては、国内の複数のBWRの設置許可申請書、米国におけるBWRの最終安全解析書及びその他の公開文献を参照した。したがって、解析対象炉は特定のBWRではなく、いわば仮想的なものである。
渡邉 憲夫; 及川 哲邦; 平野 雅司
JAERI-Data/Code 98-023, 488 Pages, 1998/09
JAERI-Data-Code-98-023.pdf:19.01MB
国際原子力事象尺度(INES)は、原子力発電所等の原子力施設において事故・故障等(原子力事象)が発生した場合に、迅速かつ分かり易い情報を提供し、原子力関係者と、マスコミ及び公衆の間での情報交換に役立てることを目的とした事象報告システムであり、IAEAとOECD/NEAによって運営されている。INESには、加盟各国で発生した事故・故障事例が報告されるが、各事例ごとに、事故の重要度指標として共通した「尺度」を付けることとなっている。この尺度は、安全上重要ではない事象に対するレベル0から、広範囲に及ぶ健康・環境影響を伴う重大な事故に対するレベル7までを包含する。本報告書では、INES情報の幅広い利用に供するよう、これまでに科学技術庁を経由して入手した約430件のINES情報についての和訳情報をまとめた。併せて、INES情報の理解の助けとするため、INESの基本的考え方や適用範囲等について簡単に記述した。
渡邉 憲夫; 平野 雅司; 吉田 一雄; 秋元 正幸
Proc. of ICNCA Nuclear Safety Culture Workshop, p.1 - 12, 1998/01
本報では、原研の研究施設で発生したトラブルに関し、その際の人間の行動に着目した分事例析の方法を紹介すると共に、分析の結果をセーフティカルチャーの観点から論じる。具体的には、トラブル発生時において、その対応をとるべき個々の人間の安全に対する考え方がどうであったか、また、その考え方が施設の「深層防護」設計にどのように影響を及ぼしたか等について検討し、その結果を紹介している。さらに、この検討結果を基に、国際原子力機関(IAEA)が提案している「セーフティカルチャー指標」についても、その有効性や問題点等を論じている。なお、本報は、豪州・原子力科学技術機構主催の「アジア地域協力セーフティカルチャー・ワークショップ」における討議資料として投稿と報告を依頼されたものである。
渡邉 憲夫; 平野 雅司
JAERI-Tech 97-036, 43 Pages, 1997/08
IAEAのASSET手法(根本原因分析手法)は、各事例に対して、安全上重要な機器故障や操作エラー等の不具合及びその直接/根本原因を明らかにし、改善策を検討するというものである。本報では、「もんじゅ」ナトリウム火災事象に関する公開情報を基に、不具合とその直接/根本原因及び改善策を系統的に整理・分析することを目的とし、ASSET手法を同事象に適用した。その結果、同事象に対し7つの不具合(温度計さや管の破損、原子炉トリップ操作の遅れ、漏えい連続監視の不徹底、漏えい規模の誤判断、不要な操作(タービントリップ)の実行、ドレン操作の遅れ、空調停止操作の遅れ)を同定した。これらの多くは、異常時運転手順書の不備に起因するもので、その作成過程や教育訓練に関わる問題が根本原因や寄与因子として関与していることを明らかにした。さらに、既に提案されている改善策を整理して今後の検討項目を明らかにし、新たな改善策を検討した。また、分析を通して、ASSET手法の有用性を確認すると共に、不具合間関係の表現などの改良すべき点を明らかにした。
矢川 元基*; 吉村 忍*; 曽根田 直樹*; 平野 雅司
Nucl. Eng. Des., 174(1), p.91 - 100, 1997/00
被引用回数：9 パーセンタイル：59.76(Nuclear Science & Technology)本論文は、原研からの委託の下に日本機械学会の研究小委員会RC111で実施した原子炉圧力容器(RPV)を対象とした確率論的破壊力学(PFM:Probabilistic Fracture Mechanics)に関する最近の研究活動を紹介するものである。この活動では、PFMを用いて加圧熱衝撃(PTS:Pressurized Thermal Shock)事象時におけるRPVの損傷確率を評価する標準的な手法を確立することを目的として、複数の解析コードを用い、米国原子力規制委員会と電力研究所が提案したベンチマーク問題の解析等を実施した。その結果、RPVの損傷確率は、初期亀裂形状、その存在確率分布、材料特性等の入力条件に大きく依存することが明らかとなった。本論文に示された解析結果は、これらの入力条件を保守的に設定する際に有用な情報を提供する。
平野 雅司; 若林 利男*; 速水 義孝*
原子力工業, 42(10), p.1 - 5, 1996/10
チェルノブイル事故の原因については、事故直後の旧ソ連政府の報告では、「運転員の6つの規則違反」が主要因として指摘されたが、旧ソ連原子力安全監視委員会の報告書(シュタインベルク報告,1991年)では、これらは実際には違反ではなかったか、もしくは違反であってもその後の事故進展への影響は小さかったとしている。さらに、制御棒を挿入すると正の反応度が印加されるという、いわゆるポジティブ・スクラムの効果が大きかったと指摘している。この効果については、ロシアのみならず我が国でも解析が続けられているが、事故原因の中でこの効果がどの程度の比重を持っているかについての評価は未だ定まっていない。本報告では、シュタインベルク報告、IAEAのINSAG(国際原子力安全諮問グループ)の報告書等を参照し、事故原因に関する経緯についてまとめるとともに、事故後の同型炉の改善の状況等について解説する。
及川 哲邦; 平野 雅司; 傍島 眞; 佐藤 猛*; 佐藤 一男*
IAEA-CN-61/2, 0, 14 Pages, 1995/00
本論文は、原子力安全委員会の活動を中心に、我が国における原子力施設の運転安全に関する活動の概要を紹介するものである。原子力安全委員会の運転安全に関する活動は、大きく以下の3つに分類される。(1)国内原子力施設で発生した故障等の再発防止策が妥当なものかを審議している。(2)国内外の原子力施設で発生した事象から、一般的な安全問題についての検討をしている。TMI-2号炉事故については、得られた教訓を指針にまとめた。(3)毎年原子力安全白書を発行し、その1989年版では、「原子力発電所における故障等とその教訓の反映」を重要課題とし、今後重要となる経年劣化について研究の重要性を指摘した。原子力安全委員会は、これらの活動を通して、得られた教訓を日本の原子力施設のさらなる安全確保に反映している。
及川 哲邦; 渡邉 憲夫; 平野 雅司
IAEA-CN-61/31, 0, 15 Pages, 1995/00
本論文は、日本の軽水炉で発生した異常事象の発生頻度をカテゴリー別に評価し、主な異常事象の発生頻度を米国と比較したものである。日本の軽水炉で発生した異常事象を通産省が編集している「原子力発電所運転管理年報」から拾い出し、PWR94件、BWR188件を評価対象とした。これら評価対象事象を米国のカテゴリーに分類し、運転管理年報に記載された発電時間(1993年3月31日現在で、PWRで155.8炉年、BWRで178.9炉年)を用いてカテゴリー別の発生頻度を評価した。代表的な異常事象の発生頻度を日本と米国で比較すると、概ね米国の数分の1から20分の1となっていた。日本では蒸気発生器伝熱管漏洩下での運転が認められていないため、その発生頻度が米国より高くなっている。日本と米国で発生頻度を比較する際には異常事象の報告基準とプラクティスが異なっていることに注意すべきである。
渡邉 憲夫; 玉越 武*; 高橋 秀雄*; 熊丸 博滋; 平野 雅司
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1303 - 1310, 1995/00
本研究では、PWRでLOCA時のアクシデントマネージメント方策の一つとして挙げられている1次系の減圧操作の有効性を解析により評価した。1次系の減圧操作としては、加圧器逃し弁を開く操作と2次系蒸気発生器でのいわゆるフィード&ブリード運転の2つを考えた。解析コードとしてTRAC-PF1コードを用い、最初に原研ROSA-IV実験装置で行われた一次系減圧操作を模擬した小破断LOCA実験の模擬計算を行い、同コードの適用性を確認した。その上で、実プラントを対象として破断口径を変化させた解析を行った。この解析の結果、1次系の減圧操作のうち、2次系のフィード&ブリード運転はどのような破断口径であっても有効で、炉心損傷を回避できることが示された。一方、加圧器逃し弁の開操作の有効性は破断口径により変化することが明らかとなった。破断口径が3インチ以下の場合、炉心損傷時期を遅らすことができるが、破断口径が3~4インチの場合、加圧器逃し弁を開くとかえって炉心損傷時期が早まることが示された。
平野 雅司; 渡邉 憲夫; 帯刀 勲*; 秋葉 博*
Transactions of 13th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT),Vol. 4, 0, p.695 - 700, 1995/00
加圧水型原子炉(PWR)における加圧熱衝撃(PTS)事象時の原子炉圧力容器の損傷確率を評価するために、確率論的破壊力学解析(PFM)手法が広く用いられている。この手法は米国では既に規制に採り入れられており、解析にはOCA-P、VISA-II等のPFMコードを使用することとしている。本研究では、物理モデルを検討する前段階として、両コードの数値解法を比較した。物理モデルの改良の効果を検討するためには、数値解法の特性を把握することが必須である。比較に際しては、両コードを用い、米国原子力規制委員会と電力研究所が主催したベンチマーク問題を解析した。解析の結果、物理モデル及びデータが同一でも数値解法に依存して圧力容器損傷確率に大きな差異が生じることが明らかになった。本論文では、差異の主な原因を明らかにし、両コードの数値解法上の問題点を指摘するとともに、問題点の改良方法を提案する。
