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須藤 俊幸
no journal, ,
再処理施設のPSAの整備状況について説明を行う。潜在的影響の大きな事故の評価として、高放射性廃液あるいはプルトニウム溶液貯槽での放射性分解水素の掃気機能喪失事象を例に、公開情報に基づき原子力機構(JAEA), 原子力安全基盤機構(JNES), 日本原燃(JNFL)が実施したPSAの共通的な内容の概略を説明する。保守、運転員操作の取扱い、使用した機器故障率データ、共通要因故障の取扱い、重要度評価、影響評価等について、原子炉施設で実施されているPSA手法が適用されており、故障率データも多くが原子炉施設のPSAで用いられている文献からのものが使用でき、再処理施設特有のものは少ないことなどを説明する。