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日置 一雅; 桜井 聡
日本原子力学会誌ATOMO
, 56(2), p.34 - 38, 2014/02
国際原子力機関(IAEA)と欧州内のいくつかの国における、東京電力福島第一原子力発電所事故後の原子力開発の動向について概説する。
柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 早野 明; 牧野 仁史; 若杉 圭一郎; 三ツ井 誠一郎; 小田 治恵; 北村 暁; 大澤 英昭; et al.
JAEA-Research 2013-037, 455 Pages, 2013/12
JAEA-Research-2013-037.pdf:42.0MB
原子力機構(JAEA)及び原子力発電環境整備機構(NUMO)は、平成24年度に引き続き、JAEAがこれまで蓄積してきた技術やノウハウを、NUMOが今後行う精密調査地区の選定等の処分事業に直接適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくことを目的として、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマについて検討した。(1)水理の観点からみた母岩の適性を評価する方法に関する検討については、平成24年度に引き続き、結晶質岩を対象とした地下水移行時間の評価ツリーを拡充するとともに、新たに堆積岩を対象とした評価ツリーを作成した。(2)シナリオの構築に関する検討については、平成24年度の状態設定手順を実務的な観点から見直し、緩衝材を対象として試行した。また、安全機能への不確実性の影響について解析的検討を行った。(3)核種移行パラメータの設定に関する検討については、母岩の分配係数を対象に、国内外の事例調査をもとに複数の条件変換手法を含む設定手法を整理し、堆積岩及び花崗岩への適用を通じ妥当性や課題を確認した。さらに、溶解度について、溶解度制限固相の決定を含む設定手法を検討し、主要核種への適用を通じ妥当性や課題を確認した。
柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 牧野 仁史; 早野 明; 三ツ井 誠一郎; 谷口 直樹; 小田 治恵; 北村 暁; 大澤 英昭; et al.
JAEA-Research 2012-032, 298 Pages, 2012/09
JAEA-Research-2012-032.pdf:33.68MB
原子力機構(JAEA)と原子力発電環境整備機構(NUMO)は、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマについて、原子力機構が蓄積してきた技術やノウハウを、NUMOが今後の処分事業に適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくための具体的な考え方と進め方を策定するとともに、必要な開発課題と今後の計画を明らかにすることを目的として、2011年度に共同研究を実施した。実施テーマと概要は以下の通り。(1)対象母岩の選定に関する検討:母岩特性のうち水理に着目し、母岩特性を評価するための項目、及び地下水移行時間の評価手法について、地質環境の調査・評価と関連付けたうえで整理した。(2)シナリオの構築に関する検討:シナリオ構築手順を具体化するとともに、ガラス固化体の溶解と核種の浸出、オーバーパックの腐食、緩衝材の長期変遷について、現象理解に関する最新の知見を構造的に整理した。(3)核種移行パラメータの設定に関する検討:緩衝材の分配係数と拡散係数、母岩の分配係数を対象として、パラメータ設定の方法論を検討し、その方法論に従った試行を行った。(4)知識情報の品質確保に関する検討:知識情報の品質を確保するための考え方や手法を、(2)シナリオの構築で検討した状態設定に対する論拠に関する情報を例として検討した。
牧野 仁史; 日置 一雅; 大澤 英昭; 仙波 毅; 梅木 博之
New Research on Knowledge Management Technology, p.165 - 184, 2012/02
本論文では、放射性廃棄物地層処分にかかわる先進的知識マネジメントシステム開発への挑戦についての現在までの進展を、既存の知識工学ツールや手法の放射性廃棄物処分への適用に向けた調整に特に注目してまとめるとともに、将来の開発と挑戦について概説する。
梅木 博之; 日置 一雅; 大澤 英昭; 藤田 朝雄; 柴田 雅博; 牧野 仁史; 岩月 輝希; 竹内 真司; 石丸 恒存
JAEA-Review 2010-073, 255 Pages, 2011/02
JAEA-Review-2010-073.pdf:4.19MB
独立行政法人日本原子力研究開発機構(以下「JAEA」)は、国が示した中期目標や関連する計画・方針に従って定めたJAEAの中期計画(平成17年10月1日
平成22年3月31日)に基づき、平成21年度までに進めてきた地層処分の研究開発の成果を取りまとめたCoolRep H22を作成し、平成22年3月に地層処分研究開発部門ホームページ上で公開した。本稿では、これまでにJAEA地層処分研究開発部門のホームページで公開したCoolRep H22の内容を示す。
大澤 英昭; 日置 一雅; 牧野 仁史; 仙波 毅; 梅木 博之; 高瀬 博康*
研究・技術計画学会第25回年次学術大会及び総会講演要旨集(CD-ROM), p.55 - 60, 2010/10
日本原子力研究開発機構では、地層処分の安全性を説明するうえで必要となる多様かつ大量な情報をユーザーの要望に応じて知識として提供し、信頼性を高めるために必要となる新たな知識の創造や関係者のコミュニケーションのための共有プラットフォームとするとともに、次世代への知識継承などを支援する知識マネジメントシステム(KMS)の開発を進めている。本稿では、地層処分の安全性の説明のための論証構造等に基づく新たなコミュニケーションの共有プラットフォームの基本的コンセプトとそれに基づくKMSの開発状況を紹介する。
油井 三和; 石川 博久; 渡邊 厚夫*; 吉野 恭司*; 梅木 博之; 日置 一雅; 内藤 守正; 瀬尾 俊弘; 牧野 仁史; 小田 治恵; et al.
JAEA-Research 2010-015, 106 Pages, 2010/05
JAEA-Research-2010-015.pdf:13.58MB
本報告書は日米原子力エネルギー共同行動計画廃棄物管理ワーキンググループのフェーズIの活動をまとめたものである。このワーキンググループでは、日米両国間の既存の技術基盤を集約するとともに、今後の協力内容を共同で策定することに主眼を置いている。第一に、両国における核燃料サイクルに関する政策的及び規制の枠組みを概観するとともに、さまざまな先進燃料サイクルシナリオの調査を行い、これらを取りまとめた。第二に、廃棄物管理及び処分システムの最適化について議論を行った。さまざまな区分の廃棄物を対象とした処分システム概念のレビューを行うとともに、最適化において検討すべき要因について議論を行った。これらの作業を通じ、最適化に関する潜在的な協力可能分野と活動の抽出を行った。
大澤 英昭; 日置 一雅; 梅木 博之; 高瀬 博康*; McKinley, I. G.*
Proceedings of 12th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM '09/DECOM '09) (CD-ROM), 5 Pages, 2009/10
高レベル放射性廃棄物の地層処分に関する実際的な課題として、地層処分技術に関する知識の爆発的な増加が挙げられる。この課題に対応するためには、知識マネジメントの基本概念を取り入れ、長期に渡る地層処分事業において知識を伝承していくことが必要である。そのため、日本原子力研究開発機構では、最新の情報工学及び知識工学の技術を最大限に活用した次世代型の知識マネジメントシステムの開発を進めている。本稿では、安全性の考え方を論証,反証の流れで示した討論モデルの概要と「次世代型サイト特性調査情報統合システム」のエキスパートシステムとの関係を紹介する。
牧野 仁史; 日置 一雅; 梅木 博之; Yang, H.*; 高瀬 博康*; McKinley, I. G.*
Proceedings of 12th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM '09/DECOM '09) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/10
本稿では、原子力機構が開発を進めている知識マネジメントシステムの技術の適用事例として、性能評価で考慮されるタスクの知識マネジメントの観点での再整理、及びそれらタスクの実施への知識マネジメント技術の適用の検討と計算機システム上への具体的な展開例を紹介する。
牧野 仁史; 日置 一雅; 梅木 博之; 橘 翔子*; 高瀬 博康*; McKinley, I. G.*
Proceedings of 12th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM '09/DECOM '09) (CD-ROM), 9 Pages, 2009/10
原子力機構が開発を進めているJAEA知識マネジメントシステム(KMS)を、技術の進展,安全性の要求,対象とする特定のサイトの条件などの境界条件の変化に柔軟に対応できるものとしていくためには、性能評価を行うために利用される手法の柔軟性を高めること、先進的な処分場概念の開発が柔軟に行えるようにすることが重要となる。このような課題の解決には革新的な解決策が必要となる場合があり、これまではおもに専門家の議論などのインフォーマルな方法で検討が行われてきた。本報では、革新的な解決策を得るための手法をよりフォーマルなものとしていくために、他分野で適用実績のある知識工学的アプローチ(発明的問題解決手法TRIZなど)の適用を検討した結果を紹介する。
仙波 毅; 大澤 英昭; 日置 一雅; 橘 翔子*; 高瀬 博康*; McKinley, I. G.*
Proceedings of 12th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM '09/DECOM '09) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/10
本稿では、原子力機構が開発を進めている知識マネジメントシステムの技術の適用事例として、一連の地質環境調査の進展によって変化する情報の質や量,社会状況などに応じて、調査計画の立案や実施を支援する次世代型サイト特性調査情報統合システム(ISIS)の概念や、瑞浪や幌延での経験に基づき構築したエキスパートシステムの例を紹介する。
梅木 博之; 日置 一雅; 高瀬 博康*; McKinley, I. G.*
Proceedings of 12th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM '09/DECOM '09) (CD-ROM), 6 Pages, 2009/10
地層処分技術に関する知識の急激な増加は世界的な課題である。本稿では、地層処分の知識マネジメントの必要性と重要性、これまでに蓄積してきた知識をセーフティケース概念に基づいて構造化し、関係者間での共有・活用・備蓄するための知識マネジメントシステム(KMS)及びそれに直接リンクしたCoolRepの概念・構造等を交えて論ずる。また、KMSやCoolRepを実現するための最先端の先端工学やITを用いた具体的なツールについて紹介する。
牧野 仁史; 梅木 博之; 日置 一雅; McKinley, I. G.*
Proceedings of International Waste Management Symposium 2009 (WM '09) (CD-ROM), 15 Pages, 2009/03
経済産業省資源エネルギー庁の受託事業として日本原子力研究開発機構が進める「先進的地層処分概念・性能評価技術高度化開発」の取り組みと平成19年度の進捗を報告する。
日置 一雅
原安協だより, (226), p.3 - 10, 2008/10
国際原子力機関(IAEA)の放射性廃棄物管理に関する安全基準策定の経緯,現状,将来展望について解説する。
日置 一雅
動燃技報, (101), p.29 - 36, 1997/03
確率論的安全評価(FSA)を高速炉プラントの運転安全管理に利用することを目的として、PSAを継続的に活きたモードで実施するリビングPSAシステム(LIPSAS)を開発した。本システムでは、プラントの運転に伴い蓄積される機器故障率等のプラント固有の運転経験データをPSAに系統的に反映するとともに、プラントの状態に基づきリスク指標(炉心損傷発生頻度)を容易かつ瞬時に計算する。開発の結果、故障、点検等による様々な機器の供用除外がリスク指標に与える影響を把握することが可能となった。本システムは、リスク指標に基づいた試験要頷、保安規定、異常時・緊急時運転手順等の合理的な方策の検討に資すると考えられる。
日置 一雅
PNC TN9410 95-159, 54 Pages, 1995/05
事故発生後の事象推移において、プラントの温度・流量・液位等のプロセス変数、機器の状態、運転員の診断・操作の失敗確率は互いに影響し合う。したがって、緊急時運転手順(EOP)などのアクシデントマネージメント(AM)の効果を検討するためには、時々刻々の機器状態、運転員操作に応じたプロセス変数を動的に計算し、事故シーケンスの確率評価に組み込んでいく必要がある。しかし、フォールトツリー, イベントツリーなどの従来の手法では事象推移をダイナミックに取り扱うことができない。また、これまでに堤案されている動的解析手法は、計算機のメモリーあるいは計算時間の制約から、実機プラントの評価に用いるのは困離である。そこで、レベル1PSAで選定した起因事象と作成したフォールトツリーから求めたミニマルカットセットを利用し、目的をEOP等のAMの効果の評価に限定することにより、サポートシステムまで含めた大きなシステムの評価や実機プラントの事故シーケンス発生頻度の評価が可能な事象推移の動的解析手法を開発する。
日置 一雅
PNC TN9410 94-188, 160 Pages, 1994/05
平成4年度から大型高速炉プラントを対象として確立論的安全評価(PSA)を実施している。本研究の目的は、概念設計段階のプラントにPSA手法を適用し、システムモデルを作成し、これに基づく定量解析により、系統的な評価・分析を行い、プラントの信頼性・安全性の向上に有効な知見を提供し、基本設計への反映に役立てることにある。解析対象プラントは、プラント工学室が主体となって平成2年度から実施してきた「大型炉設計研究」の60万kWe級の大型高速炉とした。原子炉停止後24時間程度は水・蒸気系のみでも崩壊熱が除去できるとして評価すると、崩壊熱除去系の機能喪失確率は約2桁低減する。しかし、起因事象により水・蒸気系が使用できない場合の崩壊熱除去系の機能喪失確率に対しては、補助冷却設備(ACS)の空気冷却器のベーン・ダンパ・ナトリウム止め弁の共通要因故障が支配的となり,PLOHS発生頻度は約3分の1にしか減少しない。したがって、共通要因故障を排除することが最も重要である。空気冷却器まわりの機器を多様化し、共通要因故障を排除できたとすると、ACSに水・蒸気系が加わることにより、崩壊熱除去系の多重度が増すため、PLOHS発生頻度は水・蒸気系に期待しない場合より約2桁小さくなる。このとき、成功基準が最も厳しい原子炉停止直後の機能喪失確率が支配的となる。PLOHS発生頻度を低減するには、原子炉停止直後の崩壊熱除去系の多重度を増すことが効果的である。先行炉の評価例から、熱流力解析による最確値評価では成功基準は緩和され、原子炉停止直後からACS1ループの自然循環により崩壊熱が除去できる可能性があるという知見が得られている。この条件であればPLOHS発生頻度は約10の-7乗/炉年という十分に低いレベルになることを示した。以上のような評価作業を実施することにより、プラントの信頼性・安全性の向上に有効な知見を提供し、基本設計への反映に役立てる見通しを得た。
日置 一雅; 栗坂 健一; 三原 隆嗣
PNC TN9410 93-134, 223 Pages, 1993/05
高速炉プラントを対象として確率論的安全評価(PSA)を実施した。本研究の目的は、概念設計段階のプラントにPSA手法を適用し、システムモデルを作成し、これに基づく定量解析により、系統的な評価・分析を行い、プラントの信頼性・安全性の向上に有効な知見を提供し、基本設計への反映に役立てることにある。解析対象プラントは、プラント工学室が主体となって平成2年度から実施してきた「大型炉設計研究」の60万kWe級の大型高速炉とした。本報告書では内的事象を対象としたレベル-1 PSAの評価結果を示す。すなわち、フォールトツリー、イベントツリー手法によりシステムモデルを作成し、炉心損傷に至る事故シーケンスを同定し定量化した。炉心損傷発生頻度定量化結果、重要度解析結果、及び感度解析結果に基づき、安全確保上重要な系統・機器、支配的な事故シーケンスの整理を行い、系統的な分析を加えることによりプラントの信頼性・安全性の向上に有効な知見をまとめた。概念設計に基づいた設計ベースの評価では、LORLとATWSの発生頻度は十分に低いレベルにあり、PLOHSの発生頻度が支配的であると評価された。想定される基本設計と最確値評価の成功基準に基づいた評価ベースでは、PLOHS発生頻度は設計ベースより約2桁低いことが示された。また、メンテナンス冷却系に補助冷却設備1ループと同等の除熱能力を持たせる設計として崩壊熱除去系の多重度を増すことによってPLOHS発生頻度はさらに約1桁減少することが感度解析によって示された。
日置 一雅
PNC TN9410 93-129, 88 Pages, 1993/05
機器及びシステムの時間依存信頼性評価に関する手法の整備,実機システムへの適用,運転要領検討への適用に関して検討を行った。本手法は,フォールトツリー解析によって得られたミニマルカットセットを対象として,機器故障率,試験・メンテナンス情報から,各機器の時間依存のアンアベイラビリティを評価し,これをもとにシステムのアンアベイラビリティの時間変化及び一定期間内における平均値を計算するものである。時間依存性を考慮したシステム非信頼度を評価することにより,同じマンパワーでより高い信頼度が得られるような試験スケジュールを策定することが可能であることを本手法の実規模システムへの適用を通じて示した。また,システム非信頼度の時間平均値だけでなく,ピーク値に着目することにより,試験間隔や許容停止時間等の運転要領を策定するために本手法を利用できる見通しが得られた。
日置 一雅
第2回日韓PSAワークショップ, 0 Pages, 1993/00
レベル1-PSA(システム解析)には多くのタスクが存在するが、これらを手作業で実施すると、多大なマンパワーを要する上に、システムモデルの作成や数値計算における誤りを完全に排除することは困難である。また、設計や運転方法の変更を取り入れて再解析を行ったり、不確定性解析、感度解析等を行うにも長期間を要する。そこで、レベル1-PSAを迅速かつ効率的に実施するために、各作業毎に大型計算機やパソコン上で稼働するプログラムを開発してきた。また、これらのプログラム間でのデータのインターフエイスを整備し、レベル1-PSAコードネットワークを構築した。ここでは各コードの機能及び適用例を紹介する。
