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論文

Arrangements for telephone consultation on radiation health effects in a nuclear emergency in Japan; Lessons learned from the nuclear accident in Fukushima, Japan, 2011

奥野 浩; 川上 剛; 渡辺 文隆; 堀越 秀彦*

Journal of Disaster Research, 18(8), p.911 - 917, 2023/12

2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の放射線健康影響に関する住民の不安に対応するため、文部科学省の依頼により日本原子力研究開発機構(原子力機構)では電話相談の体制をとった。8回線、電話代無料の電話回線を準備し、放射線影響の知識のある職員を配置した。電話相談に対する原子力機構専門家の対応グループは、電話対応チーム、質疑応答チーム及び管理者で構成された。2011年3月17日から2012年9月18日までのべ約35,000件の相談に応じた。相談内容のテキストマイニング分析の結果、最大の不安要素は子供の健康への影響であることを明らかにした。この経験を踏まえて、電話相談のための原子力機構の体制を改良した。2020年に発行されたIAEA指針GSG-14を参考に、原子力機構の電話相談体制のさらなる充実を図るべく検討を行った。

論文

Investigating the gap between actual and perceived distance from a nuclear power plant; A Case study in Japan

加藤 尊秋*; 高原 省五; 本間 俊充

Journal of Disaster Research, 10(4), p.627 - 634, 2015/08

This study investigates the factors of the gaps between perceived and actual straight line distances to the Kashiwazaki-Kariwa NPP. Randomly selected adult citizens living in the two municipalities were surveyed in 2005, 2010 and 2011. Geographical and personal attributes, as well as experiences of the events that highlighted nuclear safety were the three groups of factors considered in this study. The Niigataken Chuetsu-oki earthquake hit the NPP between the first and the second surveys. The Fukushima nuclear accident in March 2011 happened between the second and the third surveys. Before the Fukushima accident, overestimation of the straight line distance was common among the respondents and geographical attributes affected the bias between actual and perceived straight distances. After the Fukushima accident, underestimation became common and personal attributes became more influential as the factor of the perceived-actual distance gap.

論文

Design evaluation method of steel-plate reinforced concrete structure containment vessel for sodium-cooled fast reactor

山本 智彦; 加藤 篤志; 近澤 佳隆; 根岸 和生

Journal of Disaster Research, 7(5), p.645 - 655, 2012/10

ナトリウム冷却高速炉JSFRでは、格納容器に新しい概念である鋼板コンクリート構造の採用を計画している。鋼板コンクリート格納容器(SCCV)は従来のRC工法に比べ、現地での配筋作業を削減できるため建設工期を短縮することが可能である。万が一冷却材が格納容器内に漏えいする事故が生じた場合、雰囲気圧力は軽水炉より低圧であるが雰囲気温度が高温になる。そこで、事故時に格納容器の機能が維持され、JSFRにSCCVが適用できるか検討するために高温下での特性を把握する必要がある。本論文では、SCCVにおける設計評価手法の構築について、設計・実験・解析の観点から述べたものである。

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