Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
渡邉 憲夫; 与能本 泰介; 玉置 等史; 中村 武彦; 丸山 結
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(1), p.41 - 56, 2015/01
被引用回数：11 パーセンタイル：67.3(Nuclear Science & Technology)2011年3月11日に発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故については、東京電力はもとより、政府,国会,民間有識者が独立した事故調査委員会を設置しそれぞれの立場から独自の視点で調査・分析を行い、報告書にまとめて公表している。また、原子力安全・保安院は、今後の安全性向上に資するために、「技術的知見」を導出することを目的に事故原因の分析を行い、その結果を報告書にまとめている。本稿では、今後の事故状況の調査や新たな規制制度の構築に役立つ情報として整理することを目的に、特に炉心損傷とその後の放射性物質の放出に至った1-3号機における事故の進展と原因に着目し、技術的な側面から、これら5つの報告書をレビューし、それぞれの調査結果における見解の相違等について分析、整理するとともに、これらの報告書において十分な議論がなされていない課題等を明らかにした。なお、本論文は、日本原子力学会の依頼を受けて、日本原子力学会和文論文誌Vol.12, No.2(2012)に掲載された「総説」を英訳したものである。
久木田 豊; 渡邉 憲夫
JAEA-Technology 2014-036, 38 Pages, 2014/11
JAEA-Technology-2014-036.pdf:26.08MB
国会事故調による報告書は、地震によって原子炉冷却材の漏えいが発生し、これが事故の原因となった可能性を、とりわけ福島第一原子力発電所1号機について指摘している。この指摘については、政府事故調査委員会及び原子力安全・保安院、原子力規制庁により、地震応答解析の結果、プラントパラメータの記録、再現解析の結果等に基づいて検討され、地震によって微小な漏えいが起こった可能性までは否定できないものの、たとえ起こっていたとしても炉心損傷の原因となるようなものではないと結論づけている。また、国会事故調が安全上有意な漏えいの可能性を疑う理由として挙げた個別の論点についても反論を加えている。本報告書は、この問題について、原子炉計装のレビューや再現解析による漏えい検出能力を再検討し論旨を補強することによって、できるだけ技術的な不確かさを排除して解決することを目的としている。また、検討の過程において、1号機の設計上の特徴や、設備の変更履歴、事故時運転操作手順、事故時の実際の運転員操作を分析し、さらに調査すべき課題を摘出した。
渡邉 憲夫
JAEA-Review 2014-031, 18 Pages, 2014/08
JAEA-Review-2014-031.pdf:4.92MB
運転経験から教訓や知見を得て原子力施設の設計,建設,運転及び管理にフィードバックすることの重要性が認識されている。実際、多くの事例において、過去に発生した類似の事象やシーケンスを伴っている。これらの事例は、「前兆事象」と呼ばれ、学ぶべき安全上重要な教訓が含まれている。本検討では、運転経験の分析を通して、福島第一原子力発電所の事故に対する前兆事象を明らかにするとともに、それらの事象から学ぶべきであった教訓や知見について議論する。福島第一原子力発電所の事故に対する前兆事象として、本検討では、次の6件の事例を特定した。(1)大規模な内部浸水と安全系の機能喪失、(2)制御室機能と崩壊熱除去機能の喪失を伴う長時間の全交流電源喪失(station blackout)、(3)安全系の機能喪失を伴う外部浸水と複数基サイト問題、(4)外部電源喪失と非常用ディーゼル発電機2台中1台の動作不能、(5)津波起因の浸水、及び、(6)計装電源の共通モード故障。また、これら6件の中で福島第一原子力発電所の事故に最も近かったニアミス事例についてそのシナリオを分析しシビアアクシデントに至らずに済んだプロセスについて検討した。
渡邉 憲夫; 与能本 泰介; 玉置 等史; 中村 武彦; 丸山 結
日本原子力学会和文論文誌, 12(2), p.113 - 127, 2013/06
2011年3月11日に発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故については、東京電力はもとより、政府,国会,民間有識者が独立した事故調査委員会を設置しそれぞれの立場から独自の視点で調査・分析を行い、報告書にまとめて公表している。また、原子力安全・保安院は、今後の安全性向上に資するために、「技術的知見」を導出することを目的に事故原因の分析を行い、その結果を報告書にまとめている。本稿では、今後の事故状況の調査や新たな規制制度の構築に役立つ情報として整理することを目的に、特に炉心損傷とその後の放射性物質の放出に至った1-3号機における事故の進展と原因に着目し、技術的な側面から、これら5つの報告書をレビューし、それぞれの調査結果における見解の相違等について分析、整理するとともに、これらの報告書において十分な議論がなされていない課題等を明らかにした。
劉 峭; 石川 淳; 丸山 結; 渡邉 憲夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 49(5), p.479 - 485, 2012/05
被引用回数：3 パーセンタイル：24.98(Nuclear Science & Technology)本研究では、原子力発電所炉心溶融事故発生数か月後における、原子炉容器内部露出炉心と構造材の温度、及び原子炉容器内部の構造材に沈着した核分裂生成物の放出特性を評価する簡易手法を開発した。本論文には、まず、評価のための基本概念や仮定を述べる。次に、温度計算のための熱バランスモデルの詳細を記述する。さらに、原子炉容器内部に沈着したCsOHの再蒸発率及び格納容器外への放出率の計算モデルを示す。提案した簡易手法は福島第一原子力発電所の1号機、2号機及び3号機に適用できることが期待される。
劉 峭; 石川 淳; 丸山 結; 渡邉 憲夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 49(5), p.486 - 495, 2012/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)本論文は、2編構成されるシリーズ論文の第2編で、第1編に提案した手法の福島第一原子力発電所事故への適用性を評価した。露出炉心の割合、格納容器に落下した炉心の割合、冠水炉心の割合及び注入水のリーク割合を不確かさを持つ重要なパラメータとし、注水方法(給水系あるいは炉心スプレー系)の違いによる冷却及びCsOH放出の抑制効果の差を明示した。また、冠水炉心,格納容器に落下した炉心及び注水リーク割合の影響が強制対流に寄与する炉内水蒸気の蒸発量に反映されるため、これら三つのパラメータの影響を加味した無次元崩壊熱を導入し、感度解析を行った。その結果、露出炉心と構造材の温度及びCsOHの再放出量が無次元崩壊熱の増大に伴って増大したことが明らかになった。また、測定可能な圧力容器外壁温度と露出炉心や炉内構造材の温度及びCsOHの追加的放出の関係も検討した。
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*; 大橋 弘忠*; 宮田 浩一*; 渡邉 憲夫
第13回日本地震工学シンポジウム論文集(DVD-ROM), p.1159 - 1166, 2010/11
我が国では近年、幾つかの原子力発電所で設計想定を超える大きな地震動がもたらされたが、地震による被害は軽微なものであり、原子力発電所の安全は確保された。それにもかかわらず、国民の間では設計想定を少しでも超える地震動が発生すると原子力発電所の多くの設備が損傷するのではないかという懸念が拡がり、地震に対する原子力発電所の安全性を改めて見える形にしていくことが求められている。これを受けて日本原子力学会原子力発電所地震安全特別専門委員会では、安全分科会において、地震に対する安全確保の基準,考え方,評価の方法など多方面からの再検討を行い、地震安全の論理を取りまとめた。本シンポジウムでは、この地震安全の論理についてその概要を紹介する。
大橋 弘忠*; 成宮 祥介*; 宮田 浩一*; 渡邉 憲夫
日本原子力学会誌ATOMO
, 52(11), p.732 - 736, 2010/11
我が国では近年、幾つかの原子力発電所で設計想定を超える大きな地震動がもたらされたが、地震による被害は軽微なものであり、原子力発電所の安全は確保された。それにもかかわらず、国民の間では設計想定を少しでも超える地震動が発生すると原子力発電所の多くの設備が損傷するのではないかという懸念が拡がり、地震に対する原子力発電所の安全性を改めて見える形にしていくことが求められている。これを受けて、日本原子力学会原子力発電所地震安全特別専門委員会では、安全分科会において、地震に対する安全確保の基準,考え方,評価の方法など多方面からの再検討を行い、地震安全の論理を取りまとめたのでその概要を紹介する。
大橋 弘忠*; 成宮 祥介*; 宮田 浩一*; 渡邉 憲夫
安全工学シンポジウム2010講演予稿集, p.110 - 113, 2010/07
我が国では近年、幾つかの原子力発電所で設計想定を超える大きな地震動がもたらされたが、地震による被害は軽微なものであり、原子力発電所の安全は確保された。それにもかかわらず、国民の間では設計想定を少しでも超える地震動が発生すると原子力発電所の多くの設備が損傷するのではないかという懸念が拡がり、地震に対する原子力発電所の安全性を改めて見える形にしていくことが求められている。これを受けて、日本原子力学会原子力発電所地震安全特別専門委員会では、安全分科会において、地震に対する安全確保の基準,考え方,評価の方法など多方面からの再検討を行い、地震安全の論理を取りまとめたのでその概要を紹介する。
木村 仁宣; 渡邉 憲夫; 本間 俊充
JAEA-Review 2010-021, 54 Pages, 2010/06
JAEA-Review-2010-021.pdf:1.01MB
国際原子力機関(International Atomic Energy Agency: IAEA)は、安全要件GS-R-2にて緊急時計画の重要性について強調し、防護措置を効果的に実施するための対応を整備することを求めている。また、米国原子力規制委員会(Nuclear Regulatory Commission: NRC)は、緊急時計画の整備は事業者への許認可発給条件の一つとし、緊急時計画に標準的な緊急事態分類及び緊急時措置レベル(Emergency Action Levels: EALs)のスキームを含めることを求めている。本報告では、今後、我が国における防護対策の内容をさらに実効性の高いものにするため、緊急事態の準備と対応に緊急事態分類及びEALを導入する検討に資することを目的に、米国におけるEALのスキームを調査した。ここでは、米国原子力協議会(Nuclear Energy Institute: NEI)が作成したEALのガイドラインであるNEI 99-01「緊急時措置レベルの整備に対する方法論」の概要及び、これまでに米国で緊急事態宣言が発令された8件の事故事例を示すとともに、調査で得られた知見をまとめた。
佐藤 猛; 渡邉 憲夫; 吉田 一雄
JAEA-Technology 2009-028, 29 Pages, 2009/05
JAEA-Technology-2009-028.pdf:2.66MB
事故・故障等から得られる教訓,知見などは、原子力施設の安全管理に活かすことの重要性は幅広く認識されており、事故・故障等の根本的な原因分析により、原子力施設の安全に関する教訓,知見などを導き出してきている。日本原子力研究開発機構では、1990年頃から研究所で起こった一般施設を含む原子力研究施設等の事故・故障等を対象に根本原因分析を行ってきた。分析では多種多様な原子力施設を対象にしているため、誰でも活用できる分析法の確立を目指し、独自の分析方法を整備するとともに既存の分析法を活用してきた。本報告書では、これらの根本原因分析手法について紹介するとともに、JCO臨界事故を対象にそれぞれの分析法を適用し、使用法を解説する。
渡邉 憲夫
火災, 58(2), p.11 - 16, 2008/04
原子力施設に対しては、火災の発生防止,検知及び消火並びに影響の軽減という3つの方策を適切に組合せて、火災により原子力施設の安全性を損なうことがないよう設計することが求められている。本稿では、米国原子力規制委員会(NRC)による火災事例の分析結果と、海外の原子力発電所における幾つかのケーブル火災とタービン火災についてその概要を紹介した。NRCの分析結果から、火災事例の多くがタービン建屋で起こっていることが示され、また、過去の事例から、タービン建屋での火災では発電機に使用される水素が漏れ出しそれに引火して爆発が起こったり、タービンミサイルや火災によって設備が損傷し消火水と相まって溢水を引き起こすなど事象が複雑化するという特徴がある。一方、ケーブル火災については、電気機器への影響を懸念して水による消火を迅速に行うことができず、延焼により多数の区画に火災が広がるという特徴がある。以前は大きな被害をもたらした事例があるものの、その後、ケーブルの物理的分離や不燃性/難燃性材料の使用など火災の発生防止と拡大防止の対策が取られ、発生件数は著しく減少し、大きな被害を受けることもなくなってきている。
渡邉 憲夫
日本原子力学会和文論文誌, 7(1), p.74 - 84, 2008/03
1980年代初頭から、米国においては、安全弁や逃がし弁の開動作に対する設定点の変動について数多くの設置者事象報告書(LER)が出されている。米国原子力規制委員会(NRC)は、当該問題に関して多くの規制関連書簡を発行し、また、産業界では問題の解決を図るための努力を行ってきた。しかし、近年、NRCスタッフは、2001年から2006年8月までの間に70件以上のLERにおいて、安全弁や逃がし弁が設定点の許容範囲に入っていないという事例を取り上げていることに注目した。そこで、本研究では、BWRの逃がし安全弁(SRV),PWRの加圧器安全弁(PSV)及び主蒸気安全弁(MSSV)の設定点変動に関して、2000年から2006年の期間におけるLERをレビューし、原因及び変動幅についてその傾向を調べた。その結果、SRVとMSSVについては、設定点の高い側への変動に対する主たる原因がディスクとシートの固着によるものであり、これが原因となる場合には設定点の変動幅も大きくなる傾向にあることが明らかとなった。一方、PSVについては、その原因が特定されていないものが多いが、変動幅は概して小さい傾向にある。
渡邉 憲夫
JAEA-Review 2007-043, 132 Pages, 2007/12
JAEA-Review-2007-043.pdf:5.28MB
米国においては、1980年代初頭から、安全弁や逃がし安全弁の設定点が変動するという事象が数多く起こっており、米国原子力規制委員会(NRC)は、Information Noticeなどの規制関連書簡を発行し設置者に対して注意を喚起してきた。産業界においても、その原因を特定し弁の設計変更を行うなどの対策を講じてきた。しかし、2001年から2006年8月までの間に安全弁や逃がし安全弁の設定点変動が認められた事例が設置者事象報告書として70件以上提出されていることに注目し、NRCは、2006年11月にInformation Notice 2006-24を発行して設置者に注意を促している。本報告書では、安全弁や逃がし安全弁の設定点変動問題に関するNRCの対応経緯と、2000年から2006年にかけて米国の原子力発電所において発生した94件の該当事例に関する情報を収集しその内容を紹介する。
渡邉 憲夫
原子力ハンドブック, p.1189 - 1197, 2007/11
本稿は、「原子力ハンドブック」編集委員会から依頼を受けて作成したものであり、主要な原子力事故例として、TMI事故,チェルノブイリ事故及びJCO事故について、その概要,原因と教訓をわかりやすく解説している。
渡邉 憲夫
JAEA-Review 2006-041, 43 Pages, 2007/02
JAEA-Review-2006-041.pdf:3.08MB
日本原子力研究開発機構は、原子力分野の人材育成の一環として、平成17年度に開講した東京大学大学院工学系研究科原子力専攻(専門職大学院)への協力を進めており、講師の派遣並びに実習を行っている。本報告書は、原子力発電所の確率論安全評価(Probabilistic Safety Assessment: PSA)、特に、レベル1PSA(炉心損傷事故の発生頻度評価)について、その手順や方法を例示しながらわかりやすく解説したものであり、上記専門職大学院での講義用教材として作成したものである。
渡邉 憲夫
JAEA-Review 2006-040, 60 Pages, 2007/02
JAEA-Review-2006-040.pdf:5.41MB
日本原子力研究開発機構は、原子力分野の人材育成の一環として、平成17年度に開講した東京大学大学院工学系研究科原子力専攻(専門職大学院)への協力を進めており、講師の派遣並びに実習の実施を行っている。本報告書は、原子力施設,放射線利用施設及び放射線源にかかわる事故・故障について、情報の収集・分析・評価に関する国内外の活動状況,手法,実事例等をわかりやすく解説したものであり、上記専門職大学院での講義用教材として作成したものである。
石川 淳; 村松 健; 渡邉 憲夫
日本原子力学会和文論文誌, 5(4), p.305 - 315, 2006/12
確率論的安全評価(PSA)の結果は、原子力の安全規制,アクシデントマネージメント,防護対策そして安全目標などさまざまな分野に使用されている。しかしながら、PSAの結果には不確実さが存在しており、内在する不確実さの定量化がPSA研究において重要性を増している。本研究では、国内ではほとんど公開されていないソースタームの不確実さについて、シビアアクシデント解析コード用いた評価手順を構築し、それをMark-II格納容器型BWRプラントのソースターム評価に適用した。評価では、発生頻度の観点から支配的な格納容器が過圧破損に至るシナリオを対象に、シビアアクシデント解析コードTHALES2コードを用いてソースタームの不確実さ評価を実施し、各シナリオに対する環境へのFPの放出開始時刻,環境へのFPの放出割合,支配的となるパラメータなどの不確実さ情報を得た。支配的なパラメータは、事故シナリオにより異なるが、格納容器の破損圧,FP放出率(炉内又は炉外)、そして格納容器又は建屋での沈着がソースタームに大きく影響する。
高原 省五; 渡邉 憲夫
日本原子力学会和文論文誌, 5(4), p.282 - 291, 2006/12
PWRの圧力バウンダリ(RCPB)を構成するAlloy 600製機器にPWSCCが発生し、1次冷却材の漏えいに至る事象が報告されている。近年では、漏えいによって堆積したホウ酸により圧力容器上蓋に著しい減耗が生じた事例や、RCPBを構成する小口径ノズルに両端破断を引き起こしうる周方向の貫通き裂が確認されるなど、安全上重要な事例が米国で報告されている。我が国でも、RCPB構成機器に生ずるPWSCCは、補修・取替が困難であるという観点からPWRの高経年化に伴い考慮すべき問題の1つであり、実際に敦賀2号機や大飯3号機などにおいてPWSCCに起因する漏えいが確認されている。そこで本報告では、我が国での今後の対応において参考となる情報を提供することを目的とし、1999年から2005年にかけて米国PWRで報告されたPWSCC起因の漏えい事例の設置者事象報告(LER)を収集して、損傷機器及び修理方法等について傾向分析を行った。この結果、高温環境下に曝されている機器や、特定の製造業者の製品に損傷が集中している傾向を抽出した。また、修理方法も機器の種類に対応している傾向があり、それぞれの箇所で適した方法が用いられていることが示唆された。
