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永田 寛; 大森 崇純; 前田 英太; 大塚 薫; 中野 寛子; 花川 裕規; 井手 広史
JAEA-Review 2023-033, 40 Pages, 2024/01
JAEA-Review-2023-033.pdf:1.39MB
JMTR原子炉施設は2017年4月の「施設中長期計画」において廃止施設に位置付けられたことから、廃止措置計画認可申請書を原子力規制委員会に提出するに当たり、廃止措置計画に記載する必要がある、廃止措置の工事上の過失等があった場合に発生すると想定される原子炉施設の事故の種類、程度、影響等の評価をするため、廃止措置計画の第1段階で想定される事故について、その種類の選定と程度、一般公衆への被ばく影響の評価を行った。廃止措置計画の第1段階で想定される事故として燃料取扱事故及び廃棄物の保管中の火災を選定し、大気中に放出された放射性物質による一般公衆への被ばく線量の評価を行ったところ、最大でも1.9
10
mSv(廃棄物の保管中の火災)であり、判断基準(5mSv)に比べて小さく、一般公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはないことが分かった。
栗坂 健一; 西野 裕之; 山野 秀将
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05
本研究の目的は破損拡大抑制技術によって過大地震時の原子炉構造レジリエンス向上策の有効性評価手法を開発することである。安全上重要な機器・構造物のレジリエンス向上策によって耐震裕度が増すとみなす。同向上策の有効性を評価するため、炉心損傷頻度CDFを指標に選び、CDFの低減を 地震PRAによって定量化する。崩壊熱除去機能喪失に至る事故シーケンスがナトリウム冷却高速炉SFRの地震時CDFに有意な寄与を示す。また、同事故シーケンスは超高温を経て炉心損傷に至る。本研究では過大地震時の振動への対策のみならず超高温での対策も評価するよう手法を考案した。手法の適用性を検討するため、ループ型SFRを想定して試計算を実施した。仮定した範囲内では、レジリエンス向上策は設計地震動の数倍の地震までCDFを有意に低減する効果を示した。適用性検討を通じて、有効性評価手法が開発された。
廃炉環境国際共同研究センター; 慶應義塾*
JAEA-Review 2021-048, 181 Pages, 2022/01
JAEA-Review-2021-048.pdf:14.5MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「微生物生態系による原子炉内物体の腐食・変質に関する評価研究」の令和元年度と令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和2年度が最終年度となるため2年度分の成果を取りまとめた。本研究の目的は、福島第一原子力発電所の廃炉プロセスに有用となる微生物に関係した知見を得ることにある。このため、同発電所やその敷地内外に生息する微生物群集の実態を明らかにする。1Fの敷地境界南(処理水タンク群の南)の表層土、発電所近くの海底土とその直上水、3km沖合の表層水等からサンプルを採取し、メタゲノム解析(微生物の培養を介せず、そのDNAを直接解読することで、生息する微生物の情報を得ること)を実施した。その結果、現状で、1F敷地周辺で検出される放射線量であれば、その高低にかかわらず、同じような環境を比較した場合、細菌叢の構造に大きな変化がないことが示唆された。また、1F2号機のトーラス室に由来する環境DNAの解析を行い、トーラス室では、チオ硫酸塩酸化細菌が主たる構成細菌として同定されると共に、幾つかの細菌種がバイオフィルム(微生物の集合体)を作っている可能性を示唆した。共同研究を行ったロシアのカザン大学の研究者は、日本で得られた配列データを情報学的に解析すると共に、ロシアの放射線による環境汚染に関してまとめた。これらの知見を総括し、1Fの廃炉プロセスに有用となる提言をまとめた。
小野田 雄一; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2021 (ASRAM 2021) (Internet), 11 Pages, 2021/10
ナトリウム冷却高速炉もんじゅをモデルプラントとして、超高温条件下における破壊制御概念を適用したレジリエンス向上策の有効性評価技術を開発し、この技術を用いて予備評価を行った。超高温条件下において破壊制御の概念が適用可能と見込まれる重要な事故シーケンスは、Monjuのレベル2PRAの既存の研究結果を調査して同定された。崩壊熱除去機能喪失(PLOHS)および原子炉容器液位確保機能喪失(LORL)に分類される事故シーケンスは共に、炉心損傷防止の可能性がある重要な事故シーケンスとして識別された。本研究では、レジリエンス向上策の成否を表すヘディングをイベントツリーに導入し、その分岐確率を設定し、レジリエンス向上策の有効性を評価する技術を開発した。レジリエンス向上策の有効性評価は炉心損傷頻度の低減に寄与すると期待される。レジリエンス向上策の有効性評価を試行した結果、破壊制御概念を適用することで炉心損傷頻度を低減できることが確認された。この研究で提案するレジリエンス向上策の成功確率は、仮定に基づいて暫定的に割り当てられたものである。この値は、今後実施される超高温条件下における原子炉容器構造の健全性評価によって定量化されると期待される。本研究で開発した技術は、次世代ナトリウム冷却高速炉のレジリエンス向上策の有効性評価に応用できる。
廃炉環境国際共同研究センター; 慶應義塾大学*
JAEA-Review 2020-047, 63 Pages, 2021/01
JAEA-Review-2020-047.pdf:3.85MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、「微生物生態系による原子炉内物体の腐食・変質に関する評価研究」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究の目的は、福島第一原子力発電所の廃炉プロセスに有用となる微生物に関係した知見を得ることにある。このため、同発電所やその敷地内外に生息する微生物群集の実態を明らかにする。令和元年度は、敷地境界南(処理水タンク群の南)の表層土、発電所近くの海底土とその直上水、3km沖合の表層水等からサンプルを採取し、各環境DNAの取得に成功した。環境DNAの塩基配列を決定することで、主にバクテリアと微細藻類における生物群集を明らかにした。また、ロシアのカザン大学との共同研究を開始した。
小野田 雄一; 栗坂 健一; 堺 公明
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12
The accident sequences beyond design basis to be considered for the prototype Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), which is now under development in Japan Atomic Energy Agency (JAEA), are identified in order to confirm the effectiveness of the measures against severe accidents. Internal and external events are considered as potential initiator of severe accidents. Earthquake and tsunami are focused on as the external events in light of the accident at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station. Probabilistic Risk Assessment (PRA) and/or its alternative approach are taken for the comprehensive analyses of the accident sequences. At first, four important accident sequence groups are identified; anticipated transient without scram, loss of reactor sodium level, protected loss of heat sink and loss of all alternating current power sources. Then accident sequence to be evaluated is extracted from corresponding accident sequence group. Severe accident measures which are composed of installing hardware or constructing emergency operator procedure, and which are intended to minimize the risk of radioactive release, are also identified for each accident sequence. In order to confirm the effectiveness of those severe accident measures prepared for prototype SFR, deterministic safety evaluations of those accident sequences should be carried out.
本間 俊充; 富田 賢一*; 波戸 真治*
Nuclear Engineering and Technology, 37(3), p.245 - 258, 2005/06
本研究では、確率論的事故影響評価における気象条件等の自然のランダムネスに起因する統計的不確実さとモデルや入力パラメータに関する知識不足に起因する不確実さを取り上げ、OSCAARコードを敷地外住民個人の早期及び晩発性がん死亡リスクの不確実さ感度解析へ適用した。流跡線による拡散モデルに適合した新気象サンプリング手法を確立し、その統計的なばらつきについて検討した。OSCAARの65の入力パラメータを対象とした不確実さ伝播解析を実施し、サイト近傍の個人の早期及び晩発性がん死亡リスクの期待値の不確実さ幅を与えるとともに、感度解析に相関及び回帰に基づく指標を用い、不確実さに寄与する重要なパラメータを明らかにした。
日高 昭秀; 工藤 保; 石川 淳; 更田 豊志
Journal of Nuclear Science and Technology, 42(5), p.451 - 461, 2005/05
被引用回数：6 パーセンタイル：40.41(Nuclear Science & Technology)VEGA計画では、プルサーマルのPSAや安全評価のための技術的基盤を提供することを目的とし、これまでデータがほとんど得られていないシビアアクシデント条件下のMOX燃料からの放射性物質放出挙動を調べた。実験では、ATRふげんで照射されたMOX燃料を0.1及び1.0MPaのHe中で3123Kまで昇温した。その結果、Cs放出が2200K以下でUO
燃料よりも増加すること,昇圧下の揮発性FPの放出はUOの場合と同様に減少すること,最終的なCsの放出割合は100%に達したが、低揮発性核種の放出は燃料溶融を経てもほとんど増加しないことを観測した。また、絶対量は小さいもののPu放出が2800K以上で増加することを観測したが、従来モデルではこれを予測できないため、測定データに基づいて実験式を作成した。VEGA実験の結果から、UOとMOX燃料では、PSAの観点から重要な放射性物質のインベントリ及び放出割合にほとんど差が無いことから、プルサーマル化により原子炉リスクは増加しないとの見通しを得た。
本間 俊充
Proceedings of 4th International MACCS Users Group Meeting, p.57 - 66, 2002/10
原子力施設の確率論的安全評価(PSA)の目的のために原研で開発された事故影響評価コードOSCAARは、CEC/NEA共催の国際比較計算で計算コードとしての機能を検証した後、おもに個々の計算モデル及び全体システムの妥当性検証に研究の重点を移した。レベル3PSAの計算結果に付随する不確実さの巾を評価し、不確実さに寄与する因子を明らかにするために、OSCAARの不確実さ・感度解析を実施している。事故影響評価にかかわる2種の不確実さのうち、統計的な不確実さの検討では、OSCAARで用いている大気拡散モデル(流跡線パフモデル)に適合した気象サンプリング手法を開発し、少ないサンプリング数で事故影響のスペクトルを効率よく推定することを実現した。また、主観的不確実さに関しては、パラメータの不確実さ伝播解析手法をOSCAARに結合し、個人の早期健康影響リスクを対象とした不確実さ・感度の予備解析を実施した。個々のモデルの妥当性検証では、IAEA主催BIOMASS計画の線量再構成シナリオにOSCAARの核種移行モデルを適用し、その性能を評価した。また、これら一連の研究成果をベースに、コードの適用として軽水炉モデルプラントのレベル3PSAを実施している。
Liu, X.*; 富田 賢一*; 本間 俊充
JAERI-Research 2002-004, 37 Pages, 2002/03
JAERI-Research-2002-004.pdf:2.14MB
確率論的安全評価のレベル3計算における重要なステップの一つに、気象シーケンスのサンプリングがある。従来、これは大気拡散評価に直線プルームモデルを用いたコードについて検討されており、OSCAARのような流跡線パフモデルのコードではより一層の検討が必要とされていた。本報告書では、OSCAARコードシステム用に人口分布を考慮に入れた新しい気象サンプリング法の開発について記した。新サンプリング法の開発に際しては、網羅していること、適切に層別化されていること、最適に配分されていること、実用的であることを基本原則とした。報告書には、新しいサンプリング手法の手順とその適用について議論がなされている。計算の結果、数少ない環境パラメータで気象シーケンスを最適に層別化することは極めて困難であるが、新手法は最も厳しい結果を生じる気象シーケンスを一つのグループの中に集約することができた。このグループに属するシーケンスの数は高々数十なので、確率論的事故影響コードシステムのさまざまな計算においても、この補累積分布関数の末端部分の計算値が比較的安定した結果となる。
Liu, X.; 本間 俊充
JAERI-Tech 2001-054, 49 Pages, 2001/08
JAERI-Tech-2001-054.pdf:1.54MB
確率論的安全評価のレベル3計算においては、事故影響の完全なスペクトラムを予測するために気象シーケンスを決めるための層別サンプリング法が広く用いられている。気象ビン分類で用いる指標に対応した事故影響の変化の一般的な知見を得るために、さまざまな気象ビンに対する広範な計算を行った。この研究の結果から、放出時最初の気象条件の他に、例えば気象パラメータの時間積分のような事故影響結果に影響を与える因子があることが示唆された。層別サンプリング法における気象シーケンスのグループ化規準の選定には改善の余地がある。
本間 俊充; 松永 武
JAERI-Research 2000-059, 63 Pages, 2001/01
JAERI-Research-2000-059.pdf:2.36MB
本研究書は、日本原子力研究所で開発した事故影響評価コードOSCAARを国際原子力機関が主催するBIOMASS計画テーマ2イプート線量再構築シナリオに適用した結果を記載したものである。このシナリオはチェルノブイル事故で高汚染したロシアのブリアンスク地域の河川流域と農作地帯における
Csの汚染を扱ったものである。このシナリオ解析は、OSCAARの長期被曝経路モデルの実測データによる検証及び各評価モデルに関連した不確実さの主たる要因の同定に用いられた。OSCAARの長期被曝経路モデルは、回答を求められた多くの農作物あるいは自然食品中の10年間にわたるCs濃度の再評価に大方成功した。しかしながら、Csの土壌下方への移行のモデル化は依然として十分ではなく、長期の食物汚染の予測には、植物が利用可能な形態の土壌セシウムの時間変化を予測するより詳細なモデルが必要である。
本間 俊充; 石川 淳; 富田 賢一*; 村松 健
JAERI-Research 2000-060, 80 Pages, 2000/12
JAERI-Research-2000-060.pdf:4.49MB
日本原子力研究所(原研)で実施した軽水炉モデルプラントの内的事象に関するレベル2PSAから得られたソースタームを用いて、モデルサイトの周辺公衆に対する健康影響を評価した。本評価では、代表的な5つの炉心損傷事故シーケンスそれぞれについて、ソースタームに著しく大きな影響を及ぼす4つの格納容器破損シナリオ(ドライウェル過圧破損、ウエットウェル過圧破損、格納容器ベントによる管理放出、格納容器スプレーによる事故終息)を対象として、個人線量、集団線量、早期及び晩発性の健康影響を評価した。この評価には、原研で開発した確率論的環境影響評価コードOSCAARを用いた。主要な結論として、過圧破損シナリオでは防護対策の実施により早期の健康影響の発生は避けられること、晩発性の健康影響の確率は十分小さいこと、格納容器ベントによる管理放出あるいは格納容器スプレーによる事故終息のシナリオでは、特にヨウ素やセシウムの揮発性物質の環境への放出量の低減により、防護対策を考慮しなくとも周辺公衆の個人線量及び集団線量の十分な低減が図られることが示された。
本間 俊充; 井上 佳久*; 富田 賢一*
JAERI-Research 2000-049, 101 Pages, 2000/10
JAERI-Research-2000-049.pdf:3.03MB
本報告書は、日本原子力研究所で開発した事故影響評価コードOSCAARを国際原子力機関が主催するBIOMASS計画テーマ2のハンフォード線量再構築シナリオに適用した結果を記載したものである。このシナリオは米国ハンフォードのピュレックス化学分離施設で1963年9月2
5日に起きた
Iの大気中への事故的放出に関係するものである。この解析によって、OSCAARで用いているIの大気中拡散・沈着及び食物連鎖移行モデルを実測データを用いて検証した。排気筒高さの気象データ及び周辺地上観測所のデータを内挿して得られた風速場から計算された大気拡散・沈着の結果は一部、予測性能に限界があったが、OSCAARの食物連鎖移行モデルは比較的、精度のよい評価が可能であった。また、モンテ・カルロ法に基づくOSCAARに結合された不確実さ・感度解析手法は、このシナリオ計算を通して機能が確認され、事故影響評価に最も重要な影響を与えるパラメータの決定に有用であった。
本間 俊充; 外川 織彦
3rd Int. Symp. on Advanced Nuclear Energy Research; Global Environment and Nuclear Energy, 5 Pages, 1991/00
リスクの観点から潜在的影響の大きい原子炉の事故時の公衆に対する放射線影響を評価する計算コードシステムOSCAARの開発状況について報告する。OSCAARは大気中に放出された放射性物質の環境中移行を解析し、線量算定及び健康影響の予測を行ういくつかのモデルから構成されている。また、移行係数、線量換算係数、人口動態等の重要な入力パラメータ及び基礎データを提供するために、OSCAARとは独立のコード及びデータベースがOSCAARを支援している。本報告では、コードシステムの構成、主要モデルの概要の他に、現在進めている各モデルの実証研究及びコードの品質保証に関する研究についても言及する。
石神 努; 尾山 和雄
JAERI-M 89-112, 84 Pages, 1989/09
原子力発電プラント緊急時の防護対策に係わる意思決定を支援するための評価手法を開発した。本報は、同手法とそれに基づいた計算コードシステムPRASMAの使用手引について述べたものである。本コードシステムは、多目的変数最適化法に基づき、緊急時に周辺住民に対してとられる防護対策(屋内退避と避難)の実施範囲の選定を支援するためのものである。最適化の対象となる目的変数として、死亡、障害および費用についての集団リスクを考慮した。また、これらの目的変数を最適化、すなわちリスクを最少化する上での防護対策実施範囲を定めるパラメータ(決定変数)としてプラントからの距離を考慮した。
本間 俊充
no journal, ,
The accident at the Fukushima Daiichi NPP resulted in a substantial release of radioactive material to the atmosphere and marine environment and caused extensive contamination of the environment. This paper provides an overview of releases of radioactive material to the atmosphere and ocean, and the subsequent distributions of radioactive material in the environment, which are the basis of estimating radiological consequences to people and the environment. In addition, this paper will describe the protective actions that were implemented during the accident to protect people against radiation exposure. By providing an overview of the releases and distribution of radioactive material to the environment and the protective actions that were implemented in Japan, in combination with a comparison of the Chernobyl accident, this paper will contribute to an improved understanding of the radiological consequences from contamination of the environment due to the Fukushima Daiichi accident.
山根 祐一; 阿部 仁
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所の事故後、日本の再処理施設に対する規制基準が刷新され、臨界事故などの重大事故に対する事故対策とその有効性を評価することが求められている。この論文は臨界事故影響の最適評価に関する課題をまとめ、臨界事故におけるソースタームを評価する新しい手法を提案する。公衆と作業者の被ばく量の最適評価の観点から核燃料施設の臨界事故の特徴、例えば、短半減期核種の生成などについて記述する。これらの特徴に照らして、DOEハンドブックに記載されている五因子法に基づいて臨界事故時のソースタームの評価を行う方法を提案する。
栗坂 健一
no journal, ,
The purpose of this presentation is to provide practical examples in the development of accident management programmes for advanced reactors. As part of development of sodium-cooled fast reactor (SFR) in Japan, JAEA developed the prototype SFR. To enhance the provisions in defense-in-depth (DiD) level 4, accident management (AM) measures of the prototype SFR in Japan were studied and developed. The scope of topics is focused on AM measures for prevention of core damage. Fundamental safety functions of the prototype SFR are (1) reactor shutdown, (2) maintaining reactor coolant level, and (3) decay heat removal. For each safety function, challenge mechanisms, plant vulnerabilities, and plant capabilities were considered in the AM development process. Representative AM measures for the safety functions are (1) de-energizing the control rod holding electromagnet, (2) siphon-break of the leak path against second leak in the primary heat transport system, and (3) switching to natural circulation cooling.
