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勅使河原 誠; 池田 裕二郎*; Yan, M.*; 村松 一生*; 須谷 康一*; 福住 正文*; 能田 洋平*; 小泉 智*; 猿田 晃一; 大竹 淑恵*
Nanomaterials (Internet), 13(1), p.76_1 - 76_9, 2023/01
被引用回数：2 パーセンタイル：54.89(Chemistry, Multidisciplinary)冷中性子以下の中性子強度を高めるため、ナノサイズグラフェンの集合体が、ナノダイヤモンドと同様に中性子のコヒーレント散乱を促進できることを提案した。さらには、グラフェンの強いsp2結合は、高い耐放射線性を有する可能性を秘める。理研の加速器駆動型小型中性子源やJ-PARCのiMATERIAを用いて、ナノサイズグラフェンの中性子全断面積測定,中性子小角散乱測定を行った。測定結果より、ナノサイズのグラフェン集合体は、コヒーレント散乱に起因すると考えられる冷中性子エネルギー領域での全断面積と小角散乱を増大させ、ナノダイヤモンドと同様に高い中性子強度をもたらすことを世界で初めて明らかにした。
吉田 一雄; 村松 健
JAEA-Research 2007-064, 30 Pages, 2007/10
JAEA-Research-2007-064.pdf:15.45MB
近年、原子力施設に関する確率論的安全評価(PSA)の手法の整備・適用が進展したことを背景に、リスク情報の安全管理及び安全規制への活用が我が国を含め各国で検討されている。日本原子力研究開発機構では、核燃料施設へのPSAの適用手法の整備とリスク情報の活用方法に関する検討を進めており、これまでにMOX燃料加工施設における内的事象を対象とするPSAの実施手順を開発している。こうした研究の一環として、核燃料施設の地震PSAの知見を地震リスク低減方策の検討に役立てるための方法を検討した。潜在的影響の小さい施設については、リスクレベルに応じた詳細さでリスク評価を行う"graded approach"の考えに基づき、軽水炉とは異なる地震リスク評価手法及びその活用方法があり得ると考え、代表例としてウラン燃料加工施設を対象に、(1)合理的に実行可能な地震リスク低減方策の検討への地震PSA手法活用のあり方,(2)地震起因の事象シナリオと事象発生時の影響の評価手法,(3)リスク低減対策の目標として参照できる安全水準、の3つの観点で調査・検討を行った。
吉田 一雄; 阿部 仁; 山根 祐一; 田代 信介; 村松 健
JAEA-Research 2007-047, 70 Pages, 2007/06
JAEA-Research-2007-047.pdf:5.63MB
日本原子力研究開発機構では、核燃料施設の確率論的安全評価(PSA)手法整備の一環として、社団法人日本原子力学会に委託し「核燃料施設の事故影響評価手法に関する調査」を実施した。本調査は、核燃料施設(主として再処理施設及び燃料加工施設)でのPSA適用に向けた課題を検討し、これにより、定量的性能目標の策定,リスク情報を活用した安全管理/規制(RIR)の参考となる情報を得るとともに、関係者間での共通認識の醸成に資することを目的としている。調査にあたっては、日本原子力学会が「核燃料施設事故影響評価手法」調査専門委員会を組織し、核燃料施設において想定される主要な異常事象(臨界,火災,爆発等)において放出される放射性物質の環境への上限的な影響を評価するための手法を中心に調査を実施した。本報告書は、日本原子力学会「核燃料施設事故影響評価手法」調査専門委員会が、平成18年度に実施した調査の結果をまとめたものである。
吉田 一雄; 阿部 仁; 山根 祐一; 田代 信介; 村松 健
JAEA-Research 2007-002, 127 Pages, 2007/03
JAEA-Research-2007-002.pdf:6.64MB
日本原子力研究開発機構安全研究センターでは、核燃料施設の確率論的安全評価手法整備の一環として、社団法人日本原子力学会に委託し「核燃料施設の確率論的安全評価に関する調査」を実施した。本調査は、核燃料施設でのPSA適用に向けた課題を検討し、これにより、定量的性能目標の策定,リスク情報を活用した安全管理/規制(RIR)の参考となる情報を得るとともに、関係者間での共通認識の醸成に資することを目的としている。調査にあたっては、日本原子力学会が「核燃料施設事故影響評価手法」調査専門委員会を組織し、核燃料施設において想定される主要な放射性物質の環境への放出を伴う異常事象(臨界,火災,爆発等)の環境への上限的な影響を評価するための手法を中心に調査を実施した。本報告書は、日本原子力学会「核燃料施設事故影響評価手法」調査専門委員会が、平成17年度に実施した調査の結果をまとめたものである。
吉田 一雄; 阿部 仁; 山根 祐一; 田代 信介; 村松 健
JAEA-Research 2006-085, 81 Pages, 2007/02
JAEA-Research-2006-085.pdf:5.42MB
日本原子力研究開発機構安全研究センターでは、核燃料施設の確率論的安全評価手法整備の一環として、社団法人日本原子力学会に委託し「核燃料施設の確率論的安全評価に関する調査」を実施した。本調査は、核燃料施設でのPSA適用に向けた課題を検討し、これにより、定量的性能目標の策定、リスク情報を活用した安全管理/規制(RIR)の参考となる情報を得るとともに、関係者間での共通認識の醸成に資することを目的としている。調査にあたっては、日本原子力学会が「核燃料施設事故影響評価手法」調査専門委員会を組織し、核燃料施設において想定される主要な放射性物質の環境への放出を伴う異常事象(臨界,火災,爆発等)の環境への上限的な影響を評価するための手法を中心に調査を実施した。本報告書は、日本原子力学会「核燃料施設事故影響評価手法」調査専門委員会が、平成16年度に実施した調査の結果をまとめたものである。
玉置 等史; 吉田 一雄; 渡邉 憲夫; 村松 健
日本原子力学会和文論文誌, 5(2), p.125 - 135, 2006/06
MOX燃料加工施設に適用できる確率論的安全評価手順の検討を行い、MOX燃料加工施設と原子炉施設との違いを考慮し、その構成を2段階5ステップとした。第一段階を、可能性のある事故原因の候補(異常事象候補)を抜け落ちなく抽出し、リスク上重要と考えられる事象を選別する2ステップで構成されることから、「概略PSA」と呼ぶ。異常事象候補を網羅的かつ効率的に抽出する第1ステップでは、ハザード分析手法を取り入れ、設備機器の機能に着目した機能レベルのFMEAを提案した。第2ステップでは、概略的な発生頻度及び影響評価に基づくリスクマトリクスを用いて相対的なリスクの比較をもとに選別する。選別した事象に対して詳細な検討を行うため、第二段階を「詳細PSA」と呼び、事故シナリオ分析,発生頻度評価及び影響評価を原子炉施設のPSA手順に従い実施する。この方法を用いて仮想的に設定したモデルプラントを対象に分析を実施し本手順の有用性を確認した。
今園 孝志; 広野 等子*; 木村 洋昭*; 斎藤 祐児; 石野 雅彦; 村松 康司*; 小池 雅人; 佐野 一雄*
Review of Scientific Instruments, 76(12), p.126106_1 - 126106_4, 2005/12
被引用回数：14 パーセンタイル：55.4(Instruments & Instrumentation)回転検光子法により合成雲母(フッ素金雲母)結晶を用いた反射型偏光子の偏光能の評価を行い、水平偏光モードにおけるAPPLE-2型可変偏光アンジュレータ光源BL23SUビームライン(SPring-8)の直線偏光度を評価した。その結果、入射エネルギー880eV,入射角45
近傍での合成雲母のs偏光及びp偏光反射率はそれぞれ2.6%及び0.013%であった。回転検光子法に基づく解析の結果、合成雲母の偏光能は少なくとも0.997
0.002、入射光の直線偏光度(880eV)は0.9930.004であることがわかった。
玉置 等史; 濱口 義兼; 吉田 一雄; 村松 健
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
原研では、MOX燃料加工施設に適用できる確率論的安全評価手順の開発を行っている。この手順は4つの手順で構成され、第1ステップであるハザード分析は、この手順を特徴付けるものであり、残りのステップは原子炉施設のレベル1,レベル2PSAに対応する。本報告の主であるハザード分析では、機能レベルでの故障モード影響解析(FMEA)手法を用いて可能性のある事故原因の候補(異常事象候補)を抜け落ちなく抽出し、抽出した異常事象候補の発生頻度及び事故影響を概略的に評価し、これら2軸で表現される選別用リスクマトリクスを用いてリスク上有意な寄与を与える異常事象を選別する。異常事象候補の発生頻度評価のうち、臨界事象については、管理の逸脱が直ちに臨界に至ることはないため、サクセスクライテリアの把握が必要である。また、臨界管理のためにコンピュータ化されたシステムが導入されつつあり、これらの信頼性の評価が課題であった。そこで、臨界計算によりサクセスクライテリアを求め、逸脱にかかわる管理システムの故障モード分析の結果をもとに、発生頻度を評価する方法を提案した。これらの方法を用いて仮想的に設定したモデルプラントを対象に分析を実施しその有用性を確認した。
玉置 等史; 吉田 一雄; 渡邉 憲夫; 村松 健
Proceedings of International Topical Meeting on Probabilistic Safety Analysis (PSA '05) (CD-ROM), 11 Pages, 2005/00
原子力機構では、MOX燃料加工施設に適用できる確率論的安全評価手順の開発を行っている。この第一段階のハザード分析として、機能レベルでの故障モード影響解析(FMEA)手法を用いて可能性のある事故原因の候補(異常事象候補)を抜け落ちなく抽出し、次に抽出した異常事象候補から事故シナリオにリスク上有為な寄与を与える異常事象を選別するために異常事象候補が原因で想定される事故の発生頻度及び事故影響を概略的に評価し、選別用リスクマトリクスを用いて相対的なリスクの比較をもとに選別する方法を提案した。機能レベルでのFMEA手法は、工程を構成する設備・機器の機能の喪失に着目しその影響を解析する方法で、詳細な機器情報に依存せずに実施できる特徴を持つ。この方法を用いて仮想的に設定したモデルプラントを対象に分析を実施しその有用性を確認した。
今園 孝志; 広野 等子*; 木村 洋昭*; 斎藤 祐児; 村松 康司*; 佐野 一雄*; 石野 雅彦; 小池 雅人
no journal, ,
1keV領域での各種軟X線光源の偏光状態評価を目的に結晶偏光子の開発を行った。アンジュレータ光源(SPring-8 BL23SU)の水平偏光モードにおいてフッ素金雲母(合成結晶)の詳細な偏光性能評価を回転検光子法により行った。その結果、フッ素金雲母結晶の偏光能は0.998であり、同結晶が高反射率・高偏光能な反射型偏光子として機能することがわかった。また、同偏光子による入射光(0.88keV)の偏光状態評価の結果、直線偏光度は0.993であり、入射光はほぼ水平に直線偏光していることがわかった。
今園 孝志; 広野 等子*; 木村 洋昭*; 斎藤 祐児; 村松 康司*; 佐野 一雄*; 石野 雅彦; 小池 雅人
no journal, ,
1keV領域(0.7
1.9keV)軟X線の偏光状態に関する定量的な実験的評価研究は、これまで値づけされた偏光素子がないためにほとんど行われてこなかった。そこで、当該領域で機能する偏光素子を開発し、偏光状態評価を行うために、格子面間隔(約1nm)を持ち、近年大型の単結晶育成が可能となったフッ素金雲母結晶(合成結晶)の偏光性能に関する評価測定をSPring-8 BL23SU(水平偏光モード)において回転検光子法により行った。その結果、入射エネルギー0.88keV,直入射角45.02
におけるフッ素金雲母結晶(002)のs(p)偏光反射率は約2.6%(約0.013%)、偏光能は0.998であり、同結晶が高反射率・高偏光能な反射型偏光子として機能することがわかった。そして、同偏光子を用いて入射光の直線偏光度を明らかにしたので報告する。当日は、白雲母や金雲母(どちらも天然結晶)の偏光性能についても述べる。
高原 省五; 村松 健; 吉田 一雄; 内山 智曜*
no journal, ,
SECOM-2コードは、原子炉を対象に、敷地での地震動超過発生頻度,フォールトツリー(FT)及びイベンツリー(ET)によって表現された事故シナリオ,建屋や機器の地震応答と耐力を入力データとして、炉心損傷の発生頻度を定量的に評価するコードである。本作業では、原子炉と核燃料施設の相違点を考慮し、五因子法による放射性物質放出量評価を含む枠組みを検討するとともに、核燃料施設の地震PSAへのSECOM-2の適用可能性について検討した。核燃料施設において、地震時に複数の異常事象が同時発生した場合、放射性物質の閉じこめや事故緩和のための設備が損傷する可能性が高まるため、環境への放射性物質移行割合が大きくなることが予想される。本検討の結果、SECOM-2のET/FT定量化機能を用いてこの点を取り扱うことが可能であるとの見通しを得た。今後は、PSAの観点で重要となりうる異常事象を明確にするとともに、そのソースターム評価手法を確立する必要がある。
玉置 等史; 吉田 一雄; 石田 倫彦; 村松 健; 上田 吉徳*
no journal, ,
再処理施設の運転経験を反映した故障率はほとんど公開されていないため、再処理施設を対象としたPSAにおける評価対象事象の発生頻度評価では、原子力発電所等で整備した故障率を援用して評価を行っている。援用の適否の判断は、専門家に依存する部分が大きいことから、援用の適切性の判断の参考情報として、援用故障率の候補である他施設の既存機器故障率や機器バウンダリ等の基本情報の調査及び故障率援用に関する注意事項を整理し、専門家に提供することで、発生頻度評価の品質向上が図れる。本報告ではこのような観点から実施している援用故障率データの調査・整理・分析について述べる。
阿部 仁; 吉田 一雄; 深澤 哲生*; 村松 健*; 池田 泰久*
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故を踏まえ、核燃料サイクル施設についてもシビアアクシデント(SA)のリスクを評価し、安全確保や安全性向上について検討することが、喫緊の課題となっている。日本原子力学会再処理・リサイクル部会では、核燃料サイクル施設シビアアクシデントワーキンググループ(SAWG)において、核燃料サイクル施設におけるSAの候補事象を科学的・技術的観点から選定する方法を検討してきた。本セッションでは、SAWGにおいて検討した、対応を検討すべきシビアアクシデントの選定手順及び選定のための判断基準と具体的な事故に対する適用例について報告する。
吉田 一雄; 武部 和巳*; 眞部 文聡*; 高橋 容之*; 村松 健*
no journal, ,
我が国では、リスク情報の活用に向けて核燃料施設を対象に、確率論的なリスク評価手法および基礎的データの整備が、個々の施設の安全上の特徴を反映しつつ積極的に進められている。しかし、発電用原子炉施設と異なり、施設数が少なく同種の施設でも設備設計が異なるため、施設のリスクレベルに応じた適切かつ合理的な評価を実施するための体系的なリスク評価基準が未整備の状態にあった。そこで、リスク専門部会では核燃料施設リスク評価分科会を設置し、核燃料施設のリスクレベルに応じた体系的なリスク評価基準(案)(核燃料施設に対するリスク評価に関する実施基準:201*)を策定した。
