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黒田 勲*; 飛岡 利明; 吉村 秀實*
高圧ガス, 33(9), p.713 - 723, 1996/00
テーマ「巨大化する技術の安全管理」の座談会に出席し、専門家として意見を述べる。主な内容は、次のとおりである。(1)何故、技術は巨大化の傾向を辿るのか。-巨大化技術の意味、トレンド、メリット等- (2)巨大化技術の内容は何か。-高度化、効率化、複雑化、システム化等- (3)巨大化が積み残した問題は何か。-管理技術、情報処理等- (4)これから推進すべき技術開発課題は何か。-予測技術、技術評価、リスク解析等- (5)巨大化技術に対する社会的アクセプタンスのあり方。-技術不信、経済評価、責任体制、PR等-
田中 利幸; 馬場 治; 塩沢 周策; 大久保 実; 飛岡 利明
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Enginering (ICONE), Vol. 2, 0, p.745 - 750, 1995/00
高温ガス炉は、1000
C程度の高温の熱を供給でき、高い熱効率の達成のみならず、水素製造などの熱利用により電力以外の他のエネルギ生産分野への活用を図ることが可能で、地球環境保護及びエネルギ供給の多様化の観点から極めて重要である。また高温ヘリウム雰囲気の広いスペースを利用した高温工学に関する先端的基礎研究についても照射研究の高度化に貢献するものと期待される。このため、高温ガス炉の研究開発や高温環境を利用した試験研究が行える研究施設として、熱出力30MW、原子炉冷却材出口温度950Cの高温工学試験研究炉(HTTR)の建設を、1991年3月から進めており、1998年6月臨界をめざしている。計画の経緯、HTTR計画の特徴、計画の現状、そしてHTTRを利用する試験計画の展望について述べる。
田中 利幸; 馬場 治; 塩沢 周策; 大久保 実; 飛岡 利明
Proc. of the 3rd Meeting of the Int. Group on Research Reactors; IGORR-III, p.191 - 204, 1994/00
熱出力30MWの高温工学試験研究炉(HTTR)は、高温ガス冷却炉(HTGR)であり、原子炉冷却材出口温度は、最高950Cである。1991年3月、HTTRは建設に着手し、各種の試験検査に合格後、1998年初臨界の予定である。現在、HTTR原子炉建家地階部分、原子炉格納容器の現地工事は終了し、主要機器である原子炉圧力容器、中間熱交換器、黒鉛構造物等は1994年据付開始を目途に、鋭意工場製作中である。本プロジェクトは、HTGR開発の技術基盤の確立、高度化と高温工学に関する先端的基礎研究を実施することとしており、特に先端的基礎研究の進め方の検討が重要となっている。本報告では、HTTRの特徴、建設の現状、HTTRを用いた研究・試験計画について述べる。
田中 利幸; 馬場 治; 塩沢 周策; 大久保 実; 飛岡 利明
Proc. of the 9th Pacific Basin Nuclear Conf., Vol. 1, 0, p.297 - 301, 1994/00
熱出力30MWの高温工学試験研究炉(HTTR)は、黒鉛減速ヘリウム冷却炉であり、原子炉冷却材出口温度は、最高950Cである。1991年3月、建設に着手し、現在原子炉建家躯体工事はほぼ終了し、近く原子炉圧力容器、中間熱交換器、加圧水冷却器等の主要機器据付工事を開始する。1995年から原子炉圧力容器内に黒鉛構造物等の据付を行い、同年10月一次系耐圧漏洩試験、1996年から1997年にかけて各種機能試験を実施後、1998年6月初臨界の予定である。HTTR計画は、高温ガス炉の技術基盤の確立と高度化に係わる研究開発を進めるとともに、高温環境等を利用した基礎研究を実施することとしている。このような高温工学試験研究を効率的に推進するため、IAEA等を中心とする国際協力などを通じて、HTTRを広く国内外の研究者に解放し、試験研究を実施する体制等について検討を進めている。
飛岡 利明
電気協会雑誌, 0(840), p.21 - 27, 1993/10
高温ガス炉(HTGR)は、現在開発中の新型炉のひとつで、高い固有の安全性をもつ炉として高い期待が寄せられている。また~950Cという高温エネルギーが利用できることから、現在~33%の発電効率をもつ軽水炉を遙かに凌駕する~50%以上が得られる唯一の原子力システムと位置付けられている。同時にこの高温は、核熱利用という型で、水素製造、石炭液化等の分野で、従来の燃焼ガスに替る役割を担い、原子力の利用分野拡大に貢献すると考えられている。反面、低い出力密度、スケール効果への低い依存性から、高い建設費という欠点をもつ、これらの、HTGRがもつ特徴を述べ、各国の開発の状況を解説する。あわせて、HTGRの概念を生かすと共に、高温工学に関する先端的基礎研究の具として、日本原子力研究所が、平成10年6月臨界を目途に建設中の高温工学試験研究炉(HTTR、30MW)の建設状況を紹介する。
斯波 正誼*; 飛岡 利明; 早田 邦久; 阿部 清治
Proc. of the 8th Pacific Basin Nuclear Conf., p.3-A-1 - 3-A-9, 1992/00
原研の原子力施設の安全研究は、「原子力施設等安全研究年次計画」に基づいて進められている。1986年度-1990年度の年次計画でも、1991年度-1995年度の年次計画でも、PSA研究とシビアアクシデント研究は特に重点を置くべき研究として指定されている。本報では両研究の現状を紹介する。PSA研究では、信頼性解析、炉心損傷事故解析、地震リスク解析等のための手法が既に開発されている。現在は、手法開発よりもその応用に重心が移っており、様々なスコープのPSAが実施されている。シビアアクシデント研究では、燃料損傷、溶融進展、核分裂生成物放出・移行、格納容器等の健全性等に関し、現象の理解を深めるための実験が実施されている。また、計算コードの開発や性能評価もなされている。
飛岡 利明
エネルギーレビュー, 1989(9), p.13 - 17, 1989/09
原子力施設に限ることなく、大型施設はリスク・フリーではない。その技術を導入するに先立ち、事前の安全評価を行う必要がそこにある。この安全評価については、古くから許認可に使われて来た決定論的手法を補完するものとして、確率論的安全評価手法が多用され始めた。この手法の歴史、特徴ならびに手法概要を簡単に解説する。そして、例を原子力発電所にとって、1975年に公刊された米国100基の稼動炉がもたらすリスクを評価したラスムッセン報告、それ以降約30に及ぶリスク評価例、特に最近まとめられたNUREG-1150の成果を紹介する。我が国におけるリスク評価の適用例もいくつか触れた。
飛岡 利明
第12回89産業安全対策シンポジウム, p.331 - 337, 1989/01
リスク・マネジメントとは、安全目標を実現させるための活動である。即ち、いかなる技術ともそれを社会に導入すれば、何らかのリスクを生じることになる。リスクは完全に排除できないものであり、管理される、あるいは管理されるべきものと考えられる。どのレベルまで管理すれば安全といえるのであろうか。この設問に答えるのが安全目標である。この観点に立って原子力の分野では、恐らく他のあらゆる新技術に先立ち安全目標を制定しようという動きがある。1960年代の後半に欧米でスタートしたこの動きは、TMI事故で加速され、すでに米国原子力規制委員会は政策声明を出しその実現をはかっている。この安全目標が持つべき条件、その利用方法とあわせて、各国の状況を概観し、リスクマネジメントへの応用について紹介する。
小林 健介; 飛岡 利明; 藤木 和男; 鴻坂 厚夫; 石神 努; 佐藤 一男
Proc. on PSA 89 Int. Topical Meeting Probability Reliability and Safety Assessment, p.654 - 661, 1989/00
原子力施設における万一の事故時に、国の緊急技術助言組織が事故の拡大防止、放射性物質の放出抑制等に関する助言を迅速、的確に行なうためには、助言組織の支援を目的として以下の機能を持つ計算機利用システムの開発が有用である。即ち、(1)助言組織に常備されている原子力発電所等に関する膨大な資料をデータベース化して、緊急時において迅速な検索・表示を行うこと、および(2)エキスパートシステムの技法等によりプラント情報や事故情報などの総合的分析を行い、助言組織に有用な情報を提供することである。これらの機能を有する緊急技術助言対応システムについて、昭和60年度から3年計画でMark-I型格納容器を有するBWRを対象にパイロットシステムの作成を行った。本報では、主要なシステム構成要素とその開発段階について記述する。
飛岡 利明; 阿部 清治; 渡邉 憲夫
原子力工業, 34(4), p.35 - 40, 1988/00
リスク評価解析研究室では、昭和61年度より3年間計画で、委託調査「異なる技術分野における巨大システムの事故の分析及び比較」を実施している。初年度の調査結果にもとずき、本報では各分野における事故の現状と課題、全分野に共通した巨大システムとしての課題について要約する。
