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瀧谷 啓晃
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 30(2), p.66 - 71, 2023/12
日本原子力研究開発機構(JAEA)では、所期の研究目標の達成や施設の老朽化等によって、現存する原子力施設の半数が廃止措置に移行しており、原子力施設の解体から放射性廃棄物の処理処分までの廃止措置に係るバックエンド対策を安全かつ効率的、合理的に実施していかなければならない。バックエンド統括本部では、各拠点と連携して、総合的なバックエンド対策計画の企画・推進及び研究施設等廃棄物の埋設事業の推進に取り組むとともに、バックエンド対策に係る共通的な課題の解決に向けた技術開発や人材育成等に取り組んでいる。廃止措置は長期間にわたるプロジェクトであることから、将来にわたって専門人材を確保していくことが重要である。本稿ではJAEAにおける廃止措置に係る人材育成の取り組みについて紹介する。
牧野 仁史; 仙波 毅; 柴田 雅博
NEA/RWM/R(2018)7 (Internet), p.315 - 322, 2022/11
原子力機構(JAEA)による先進的なKMSの開発に係る挑戦について、JAEA KMSの開発の背景、開発のアプローチ、開発したプロトタイプの紹介を含めてまとめる。あわせて、JAEA KMSの導入と持続的なメンテナンス等の実施のための挑戦や実務的な課題についてまとめる。
佐藤 有司; 山本 耕輔; 樽田 泰宜
JAEA-Review 2021-024, 33 Pages, 2021/11
JAEA-Review-2021-024.pdf:5.2MB
新型転換炉原型炉ふげん(以下「ふげん」という。)は、廃止措置に係わる技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場及び福井県における研究開発の拠点として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、日本原子力研究開発機構内外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を設置している。本稿は、令和2年度に開催した第38回ふげん廃止措置技術専門委員会において「ふげん」から報告した"廃止措置の状況"、"クリアランスの除染実績を踏まえた今後の対応"及び"ふげん廃止措置知識マネジメント"について資料集としてまとめたものである。
芳中 一行; 清水 和幸; 杉山 孝行
JAEA-Review 2021-008, 112 Pages, 2021/07
JAEA-Review-2021-008.pdf:5.99MB
2012年(平成24年)から2019年(令和元年)度にかけて、新規制基準の施行への対応、ISO9001の認証返上の対応などを通じ、それまで運用してきた品質保証システムを段階的に大きく見直した。品質保証システムの見直しにあたっては関連する基準・規格への要求事項を満足させることはもちろんのことであるが、それまでの運用状況を踏まえつつ、保安活動をどのようにしていくのが良いのか検討したうえで改善を図ることが重要である。本報告では、新規制基準への適合や、主に原子力発電所における安全確保を対象とした品質保証規程(JEAC4111)を再処理施設に適用する際の考え方(システム見直しの際の解釈)、見直しの背景、各見直しにあたって検討してきた事項等を業務報告としてまとめた。合わせて、今後の品質保証活動に際して留意すべき事項を整理した。留意すべき主な事項として、業務プロセスの確立にあたって他部署との関係及び責任の分岐点を明確にするとともにフロー図などを用いて各プロセスの順序と相互関係を明確にすること、意思決定プロセスに係る管理(インプット情報、判断基準(根拠)など)が重要になること、プロセスの監視・測定おいてはスケジュールの観点のみでなく「施設・設備の状況」、「法令要求等の遵守状況」、「プロセス改善(修正)の必要性」の観点が必要であること、文書化においては既存のシステムと整合させ上位文書との関連付けを明確にしておく必要があることを挙げている。
樽田 泰宜; 柳原 敏*; 橋本 敬*; 小林 重人*; 井口 幸弘; 北村 高一; 香田 有哉; 友田 光一
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 8 Pages, 2020/08
廃止措置は長期的なプロジェクトであり、完遂までには世代交代が予想される。そのため、知識と技術を次世代に適切に継承する必要がある。近年、廃止措置の世界では、知識マネジメントや仮想現実の活用など高度な技術を適用する試みが行われている。本研究では廃止措置における知識マネジメントとデジタルツインの関係について論じる。
早船 浩樹; 前田 誠一郎; 大島 宏之
日本原子力学会誌ATOMO
, 61(11), p.798 - 803, 2019/11
2018年12月の原子力関係閣僚会議で決定された「戦略ロードマップ」では、今後の10年程度の開発作業が特定され、その中で原子力機構(JAEA)が果たすべき役割が提示された。これを受けて、JAEAでは、高速炉サイクルの炉システム分野と燃料サイクル分野(再処理技術,燃料製造技術,燃料・材料開発)の当面5年程度の研究開発計画の大枠を作成した。今後は当該研究開発計画を元にしてJAEAとしての主体的な研究開発を推進すると共に、得られた研究開発成果をJAEAが有する各種の試験機能と合わせて民間等の活動に提供すること等を通じて、今後の高速炉開発に対して積極的に貢献していく。本稿では、JAEAの取組方針、これを受けた大枠の研究開発項目の概要(先進的設計評価・支援手法: ARKADIAの整備、規格基準体系の整備、安全性向上技術の開発、燃料サイクル分野の研究開発)、国際協力の活用方針と人材育成、今後の展開について解説した。
河野 裕子
日本原子力学会誌ATOMO, 61(2), P. 150, 2019/02
IAEAは、将来原子力を計画・運営・管理するリーダーとなる人材の育成を目的としたマネジメントスクールを2010年より開催している。2014年から運営は日本主催となったことから、Japan-IAEAと冠することになり、平成30年度は7月17日から8月2日までの約3週間、東京(東京大学弥生アネックス、工学部3号館)及び福島県,茨城県において開催した。講義や施設見学を通して原子力を学び、3週間の生活におけるコミュニケーションを通して、参加者同士の国際的な人的ネットワークを構築する機会を得た。
樽田 泰宜; 柳原 敏*; 井口 幸弘; 北村 高一; 手塚 将志; 香田 有哉
知識共創(インターネット), 8, p.IV 2_1 - IV 2_12, 2018/08
原子力知識マネジメント(NKM)は2002年にIAEAが組織力の強化という文脈で原子力知識の重要性を勧告したことから始まる。IAEAの提案するNKMに対しては理論的な側面は十分に検討されていない点や、主要な概念や手法などが十分に定義されておらず科学的な一貫性が欠如しているという指摘がある(Kanke 2016)。例えば、原子炉施設のライフサイクルには設計、建設、運転、廃止(措置)がある。NKMというアイデアは、炉の情報・歴史を保存、次の炉での活用、廃止措置段階で過去情報へのアクセス、課題解決や新しい知識の創造といった側面で有効に機能するであろう。しかし、2002年当初は原子力知識の強化という文脈であり、そこに管理(management)という文脈を付加したような情報管理に傾注する傾向があり、KMという知識の創造が十分に研究されていない。また、Kankeが指摘するように理論的側面には議論の余地が多く残されている。本研究ではKM分野の学術の裾野の拡張を射程とし、今後の原子力分野における知識マネジメントの位置づけを明確化することでNKMを発展させることを目的に、システム科学的な視点で検討すべき課題を整理及び同定し、NKM研究の議論を深める。
手塚 将志; 樽田 泰宜; 香田 有哉
デコミッショニング技報, (56), p.46 - 54, 2017/09
原子力施設の廃止措置は、長期に亘るプロジェクトであり、高経年化が進む国内では使命を終えた施設から順次、着手していくこととなる。また、廃止措置の実施にあたっては、設計、建設、運転時代のプラント情報等が必要となることに加え、実施過程を通して得られる技術、データ、知見、経験、文書等を効果的に活用していくことが不可欠である。一方、各原子力施設の現場では、建設・使用前検査段階や運転・保守に携わってきた世代が高齢化とともに退職を迎えることにより、この世代が経験的に保有してきた情報やノウハウ等が失われる懸念がある。こうした背景を踏まえ、2008年に廃止措置計画の認可を得て、現在、廃止措置を実施中である原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)では、今後の廃止措置を安全かつ合理的に実施していくために、人材育成とともに次世代へ技術・知識を継承する取組みとして知識マネジメントシステムの構築を進めている。また、本システムは、「ふげん」を素材としたプロトタイプを基盤とし、今後の廃止措置施設に活用できるよう汎用性のあるシステム構築を目指すものである。
江間 晃; 石森 有
JAEA-Review 2016-034, 84 Pages, 2017/03
JAEA-Review-2016-034.pdf:8.96MB
人形峠環境技術センターでは、廃止措置プロジェクトの計画管理を強化し、廃止措置計画を着実に進めるため、平成25年度より新たな廃止措置プロジェクトの計画管理の運用を開始した。平成27年度からは、センターの組織業務として廃止措置プロジェクトの計画管理を推進するための、「業務マネジメントシステム(EMS)」を構築し運用を開始した。平成27年度は、前年度の課題対応を行いながら各廃止措置プロジェクトを管理してきた。本稿では、業務マネジメントシステムの平成27年度実績を報告する。
江間 晃; 宮川 洋; 石森 有
JAEA-Review 2016-006, 88 Pages, 2016/03
JAEA-Review-2016-006.pdf:10.59MB
人形峠環境技術センターでは、品質・環境マネジメントシステムの一環として、廃止措置プロジェクトの計画管理を行ってきたが、廃止措置プロジェクトの計画管理の観点からは幾つかの課題が存在していた。これを受け、センターでは、従前の課題を改善し廃止措置プロジェクトの計画管理を強化するため、平成25年4月より、「バックエンド推進タスクチーム」を運営主体とした、新たな廃止措置プロジェクトの計画管理の運用を開始した。平成26年4月には、センターの組織業務として廃止措置プロジェクトの計画管理を推進するため、環境保全技術開発部内に「研究開発推進課」を設置し、「研究開発推進課」を運営主体とした計画管理の運用を開始した。また、既存の品質・環境マネジメントシステムに代わる新たな仕組みとして、業務実施活動の管理を目的とした「業務マネジメントシステム(EMS)」を平成27年4月から運用開始するため、センター1次文書及び2次文書の整備を進めた。本稿では、廃止措置プロジェクトの計画管理に関する平成26年度実績を報告するとともに、1次文書及び2次文書の整備に向け、平成26年度、必要な課題検討を行ってきた結果を報告する。
鈴木 篤之
Risk Analysis, 34(7), p.1240 - 1256, 2014/07
被引用回数：14 パーセンタイル：71.17(Public, Environmental & Occupational Health)福島事故は基本的な問題を提起した。科学技術は、特に頻度が低く高い影響を及ぼす必然的な重大事故を防ぐことは可能か?この問題はスリーマイル島やチェルノブイリ事故前に、Alvin Weinberg氏によって提唱され、長年にわたり難題となってきたトランス・サイエンスを思い起こさせる。本稿ではWeinberg氏が掲げた問題を再考しながら、事故原因の背後に横たわる社会技術や人間の行動の側面に特に焦点を当て事故の本質を見抜くことを目的としている。具体的には、リスク管理の意思決定プロセスに関する行動科学のアプローチに沿って課題達成のための革新的な方法の検討を行った。これらには情報の非対称性を伴う人間の行動のリスク管理、コミュニケーション行動との合理的なコンセンサスの探求、外部環境との相互作用を介した手続き的合理性の追求などが含まれる。本稿では、国内外の関係者との双方向のコミュニケーションの基盤となるよう、新たに生じるニーズをわが国の安全管理の枠組みに変えることについて論じている。
鈴木 國弘
プロジェクトマネジメント学会誌, 3(6), p.19 - 22, 2001/12
SPring-8は、原研・理研が共同で建設したが、組織も体制も異なる研究所が、「共同チーム」を結成してプロジェクトを進めた。共同チームの最大の特徴は、原研・理研の研究協力協定のもとでマネジメントを行うものであり、法人格を持つような組織ではなかったことである。結果的には、マネジメントにそれぞれの研究所の自由度を与えることになり、プロジェクトを成功に導いた。この共同チームを中心にして実施したSPring-8プロジェクトマネジメントを紹介し、今後の共同プロジェクト推進における参考に処する。
田辺 文也
サイアス, 5(3), p.22 - 23, 2000/03
原子力発電プラントのような巨大複雑システムの安全確保のために多重防護の考え方に基づき多層の対策が立てられてきた。しかしながらより一層の安全性向上のためには新たな発想をもとにした方策が必要である。なぜならば、想定したシナリオを超える事故が多々起こるからである。このような場合に、作業者はシステムの機能的構造及びその背後にある物理プロセスに対する深い理解をもとに、システム状態を正確に把握して創造的な対処策を編み出すことが要求される。それに必要な的確なメンタルモデルの形成を支援し、事故対処策の創出を支援するものとして、原研では生態学的インターフェースという新しい概念に基づいて、新しいマンマシンインターフェースシステムを開発している。
日高 昭秀; 浅香 英明; 上野 信吾*; 吉野 丈人*; 杉本 純
JAERI-Research 99-067, p.55 - 0, 1999/12
JAERI-Research-99-067.pdf:2.51MB
2次系減圧を伴うPWR電源喪失事故時に炉心が昇温すると、温度上昇に起因して蒸気発生器伝熱管が破損する可能性がある。米国NRCの解析は、その場合でも、サージラインが先に破損することを示したが、沈着したFPからの崩壊熱を考慮していない。そこで、その影響を調べるため、まず、米国NRCの解析で使用したホットレグ水平対向流モデルを原研のLSTF実験で検証した後、Surry炉を対象としてSCDAP/RELAP5コードを用いた解析を行った。FP沈着量と崩壊熱は原研のARTコードを用いて別途計算した。その崩壊熱を熱応答計算で考慮した場合、伝熱管の健全性はかろうじて確保された。しかしながら、種々の不確実性を考慮すると、伝熱管が最初に破損する可能性を排除できない。このことは、2次系減圧に関するアクシデントマネジメント方策の得失を評価するうえで考慮しておく必要がある。
傍島 眞
IAEA-TECDOC-1002, p.27 - 36, 1998/03
我が国で2000年までに実施が計画されているアクシデントマネジメントに関して、原研がPSA研究の一環として開発・適用してきたTHALES-2コードの事象解析への適用結果をレビューし、その他の知見を加えて、アクシデントマネジメントの実施条件を最適にする観点から、いくつかの提言を行った。事象シーケンスはBWRの代表炉について8つのグループに分類され、それぞれの進展を緩和する策が効果的に機能する条件を考察し、重要性の高いシーケンスに対しより確実なものとする手順に関して検討を行った。さらに、今後明らかにすべき検討課題を整理した。
not registered
PNC TJ1533 98-003, 105 Pages, 1998/02
本調査研究の目的は、個々の施設の安全性にのみ着目した環境影響評価ではなく、核燃料サイクル全体を通しての地球規模での環境影響評価を行うための手法等の検討を行い、他のエネルギー源に係る環境影響との相対的評価手法の基礎を確立することである。このため本年度は上記目的達成のため以下の調査を行った。(1)各種エネルギー源に係るリスクプロセス、リスクソース等の調査研究既存の核燃料サイクルに関するリスク-ベネフィット研究、環境影響評価を行うソフトウェアについて調査を行った。(2)リスク評価手法に関する調査研究大気汚染物質である酸性物質の広域輸送について調査を行った。(3)一般公衆のリスク認知に係る社会科学的評価手法に関する調査研究リスク受容、リスクへの対応としての保険について調査を行った。(4)各種エネルギー源へのライフサイクルアセスメント手法適用に関する調査研究ライフサイクルアセスメント評価事例について調査を行った。
傍島 眞
日本原子力学会誌, 40(5), p.372 - 374, 1998/00
確率論的安全評価(PSA)を基にしたリスク情報の、原子力施設の安全向上への利用に関して、わが国でのその意識の浸透を計るために何をするのが有益かについての意見を、原子力界の諸状況とともに述べた。一つにはリスク情報利用の有用性について、リスク選択の習慣を広めるべく、新技術についてのリスク情報を分かり易く提示することが、民主的な制度の中では求められる。米国でのリスク情報利用は、事業者の提言以後、規制当局の検討を経て、近年制作声明にて具体的方針が提案されている。この中では、安全目標に基づいた定量的指標値が示され、これに対して裕度を有する場合は、指標値の増加を裕度に応じて許容している。わが国での利用を考える場合、合理化によって利益を受ける事業者から規制当局へ利用が提言されて良い。これは消費者の利益でもあり、原子力の優位性を助長することにもなる。その前提として必要な情報提供の障害は、事業者、帰省者双方で克服する必要がある。これまで、アクシデントマネジメントの検討とPSRにおいてPSAの利用が行われたが、PSRでは持続的に利用を拡大するためにパイロットプラントによる試用が有益と考えられる。
山野 憲洋; 丸山 結; 森山 清史; 杉本 純
NEA/CSNI/R(96)24, 0, p.1 - 49, 1996/00
シビアアクシデント時に溶融炉心が圧力容器内で冷却されずに原子炉キャビティ等に落下すると、溶融炉心がコンクリートを分解侵食する恐れがある。この溶融炉心コンクリート相互作用を防止するために冷却水を注入することが考えられるが、その有効性は明らかではなく、逆に、大規模な水蒸気爆発に至る恐れもある。そこで、水の注入による溶融炉心の冷却可能性や水蒸気爆発について、知見の現状、不確実性、今後必要とされる研究をまとめるとともに、現時点での知見に基づいて最善と思われるアクシデントマネジメント手法についての提案を行った。
日高 昭秀; Ezzidi, A.*; 杉本 純
PSA 96: Int. Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment, 3, p.1548 - 1556, 1996/00
PWRの全交流電源喪失事故時には、一次系圧力が高圧で推移し、圧力容器破損時には高圧溶融物放出に続いて格納容器直接加熱(DCH)が起きる可能性がある。そのアクシデントマネジメントの一つとして一次系減圧が提案されている。本研究では、SCDAP/RELAP5コードを用いてポンプシールが破損した場合及び蒸気発生器2次側を強制減圧した場合について解析を行い、一次系減圧の有効性を調べた。ポンプシール破損の場合には、蓄圧注水系が作動する前に炉心が溶融し、一次系強制減圧無しではDCHが起きる可能性が高いことが明らかになった。また、2次系強制減圧の場合には、一次系圧力を高圧注水系(HPI)作動圧力以下に下げられるが、蓄圧注水系作動圧力まで減圧することは難しいことが示された。したがって、2次系強制減圧は、HPIが初めからあるいは途中で利用可能となった場合に有効であることが明らかになった。
