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施設管理最適化タスクフォース
JAEA-Technology 2022-006, 80 Pages, 2022/06
JAEA-Technology-2022-006.pdf:4.24MB
2020年4月1日の原子炉等規制法改正とその経過措置を経て2020年度から始められた新しい原子力規制検査制度(新検査制度)に的確に対応するとともに、その運用状況を施設管理の継続的改善に反映していくため、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所に「施設管理最適化タスクフォース」を設置し、2020年11月から課題の整理及び改善策の検討を行った。2021年のタスクフォース活動では、新検査制度の基本方策の一つ「グレーデッドアプローチ」を考慮しつつ、「保全重要度分類とそれに基づく保全方式及び検査区分」並びに「施設管理目標(保安活動指標PI)の設定及び評価」について課題を整理した上で具体的な改善提案を取りまとめた。これら検討結果については、原子力科学研究所の所管施設(試験研究炉、核燃料使用施設、放射性廃棄物取扱施設)の施設管理に適宜反映し、その運用状況を踏まえ更なる改善事項があれば、翌年度以降の活動に反映していくこととする。
丸山 結; 吉田 一雄
日本原子力学会誌ATOMO
, 63(7), p.517 - 522, 2021/07
確率論的リスク評価(PRA)は合理的かつ定量的にリスクを評価する強力な手法である。しかしながら、PRAを実践しつつ、得られた結果を分析し、様々な意思決定に活用する上では、多様な分野の専門的な知識や技術,経験を必要とする。原子力施設のリスク評価においては、シビアアクシデントに至る過程やその進展を評価することが不可欠であり、それらに強く関連する熱流動は、PRAにおける重要な専門分野の一つである。本稿では、軽水炉のレベル2PRAにおけるソースターム評価及び再処理施設のシビアアクシデント時ソースターム評価を中心に、リスク評価における熱流動解析の役割について概説する。
2020年9月)与能本 泰介; 中島 宏*; 曽野 浩樹; 岸本 克己; 井澤 一彦; 木名瀬 政美; 長 明彦; 小川 和彦; 堀口 洋徳; 猪井 宏幸; et al.
JAEA-Review 2020-056, 51 Pages, 2021/03
JAEA-Review-2020-056.pdf:3.26MB
「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」は、原子力科学研究部門、安全・核セキュリティ統括部、原子力施設管理部署、安全研究・防災支援部門の関係者約10名で構成され、機構の施設管理や規制対応に関する効果的なグレーデッドアプローチ(安全上の重要度に基づく方法)の実現を目的としたグループである。本グループは、2019年の9月に活動を開始し、以降、2020年9月末までに、10回の会合を開催するとともに、メール等も利用し議論を行ってきた。会合では、グレーデッドアプローチの基本的考え方、各施設での新規制基準等への対応状況、新検査制度等についての議論を行なうとともに、各施設での独自の検討内容の共有等を行っている。本活動状況報告書は、本活動の内容を広く機構内外で共有することにより、原子力施設におけるグレーデッドアプローチに基づく合理的で効果的な安全管理の促進に役立つことを期待し取りまとめるものである。
与能本 泰介; 峯尾 英章; 村山 洋二; 芳原 新也*; 中島 健*; 中塚 亨; 上坂 充*
日本原子力学会誌ATOMO, 63(1), p.73 - 77, 2021/01
研究炉等が長期にわたり運転を停止していることは原子力人材の育成等に大きな影響を与えている。本報告ではグレーデッドアプローチを適用した適切な規制対応方法を整備し実践するための課題を分析し抽出するとともに、解決のための取組みを関係組織に提言する。
求 惟子; 秋山 佳也; 村尾 裕之
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021115_1 - 021115_11, 2020/04
NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)は、TRIGA-ACPR型(Annular Core Pulse Reactor: 円環炉心パルス炉; GA社製)の研究炉で、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。福島第一発電所の事故後の新規制基準において、研究炉は施設のリスクに応じた規制(グレーデッドアプローチ)が行われている。グレーデッドアプローチを適用するにあたってNSRR施設のリスクレベルを明らかにするため、外的事象によって受ける周辺の公衆の放射線影響について評価した。そのうち、地震及び地震に伴って発生する津波並びに竜巻によってNSRRの安全機能を喪失した場合の影響評価の結果について報告する。評価の結果、地震及びそれに伴って発生する津波並びに竜巻よってNSRRの安全機能を喪失した場合においても、周辺の公衆の実効線量が5mSv/eventを下回ることから、NSRR施設のリスクが小さいことを確認した。
吉田 一雄
エネルギーレビュー, 40(4), p.19 - 20, 2020/03
核燃料施設では、様々な事故が想定される。このようなリスクの特徴を踏まえ、我が国ではリスク情報の活用に向けてリスク評価手法及び評価のために必要な基礎的データの整備が積極的に進められてきた。リスク評価の実施基準では、リスクのレベルに応じた詳細さの評価を行う「Graded Approach」の考え方に基づき、比較的簡略な手法による「概略的なリスク評価」と、発電炉のPRAに準じた「詳細なリスク評価」の組み合わせが採用されている。核燃料施設の事故は発電炉に比べると公衆への影響としては比較的小さいと考えられ、リスク情報は安全設備の設計や運転管理の計画を支援するために使われるべきものと考える。英国,米国において核燃料施設のリスク評価は、安全対策に抜け落ちや弱点がないか確認すること等を目的として利用されている。我が国の規制でのリスク情報の活用として安全性向上評価の実施が求められている。さらに検査制度の見直しも進められている。今後は、安全を確保する上でリスク評価の意義が正しく理解され実務の中に定着していくことが重要であり、安全性向上や新検査制度での活用をうまく進めることが、その鍵になると考えられる。
求 惟子; 秋山 佳也; 村尾 裕之
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07
NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)は、TRIGA-ACPR型(Annular Core Pulse Reactor:円環炉心パルス炉; GA社製)の研究炉で、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。福島第一発電所の事故後の新規制基準において、研究炉は施設のリスクに応じた規制(グレーデッドアプローチ)が行われている。グレーデッドアプローチを適用するにあたってNSRR施設のリスクレベルを明らかにするため、外的事象によって受ける周辺の公衆の放射線影響について評価した。そのうち、地震及び地震に伴って発生する津波並びに竜巻によってNSRRの安全機能を喪失した場合の影響評価の結果について報告する。評価の結果、地震及びそれに伴って発生する津波並びに竜巻よってNSRRの安全機能を喪失した場合においても、周辺の公衆の実効線量が5mSv/eventを下回ることから、NSRR施設のリスクが小さいことを確認した。
与能本 泰介; 中塚 亨; 平根 伸彦; 津村 貴史
no journal, ,
高出力試験研究炉(10MW以上)の最も重要な安全施設の基準地震動は、規制基準が大きく改正された現状においても、旧原子力安全委員会が定めた審査指針を参考にし、発電用原子炉と同じ方法で定めることが求められている。また、新規制基準で新たに要求されることとなった火山噴火や竜巻に係る設計基準についても原則的に同様な規制要求がなされている。潜在的危険性が大きく異なる発電用原子炉と試験研究炉に対して、同様な設計基準を求めることは安全に係わる基本的考え方である等級別扱いに適合していない可能性があり、その適切性は、研究施設を合理的に継続利用する上で重要な検討課題といえる。本研究では安全確保の基本的考え方を明確にするとともに、発電炉と試験研究炉の潜在的危険性を定量的に示すことを狙いとし、最も過酷と考えられる事象時の放射線影響等について、解析方法と推定される結果について国内外の文献等を用いて検討する。
中塚 亨; 津村 貴史; 求 惟子; 天谷 政樹; 与能本 泰介
no journal, ,
原子力機構では、原子力施設に対する規制や安全確保の方法へのグレーデッドアプローチの適用に関連し、まず、本概念の適用が非常に重要と考えられる研究炉等に対して、2021年1月に報告された原子力学会原子力アゴラ特別専門委員会等による「研究炉等へのグレーデッドアプローチ適用に係る課題と提言」に示される内容の検討に取り組んでいる。効果的な規則類の整備に活用可能な工学的手法の整備として、これまでに、自身が有する試験研究炉を例として、設計基準を超える事故時の公衆への放射線影響の評価方法や、規則類が総体として目指すべき安全確保の目的と水準の明確化等の検討を行うとともに、新たに、事故時の放射線作業従事者の被ばく影響や簡易的なリスク評価手法の検討に着手した。本報告では、上記の工学的手法検討の概要、及びこれらの手法を用いて研究炉等の保安活動等にグレーデッドアプローチを適用する方法の検討計画について報告する。
