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二神 敏; 山野 秀将; 栗坂 健一; 氏田 博士*
Proceedings of proceedings of PSAM 2023 Topical Conference AI & Risk Analysis for Probabilistic Safety/Security Assessment & Management, 8 Pages, 2023/10
原子力発電所のPRAの効率的・効果的な社会実装を目指したイノベーションを創出するため、AI,デジタル化技術を活用して、運転時のPRAにおけるフォルトツリー(FT)作成、及び信頼性データベース構築に着目してAIツールを開発する。本報では、AIツールの開発計画とFT自動作成ツールの開発状況について報告する。
天野 宰; 芝田 陵大; 佐藤 義治; 山崎 勝幸; 白茂 英雄; 中村 仁宣
Proceedings of INMM & ESARDA Joint Annual Meeting 2023 (Internet), 6 Pages, 2023/05
日本では、原子力事業者に核セキュリティ文化の醸成活動を義務付けられてからおよそ10年が経過した。この間、世界の原子力情勢は大きく変化し、法令遵守や核セキュリティ文化を重視する姿勢がますます重要になっている。原子力機構では、法令遵守及び核セキュリティ文化醸成活動方針を理事長が定め、その方針に基づいて、本部及び全国6か所の拠点で様々な活動が行われている。最終的には、これらの活動結果について、毎年評価し、改善を行ってきている。事例研究は、核セキュリティ上のリスクに対する感受性、法律の正しい理解等、法令遵守や核セキュリティ文化醸成のためのスキルを身につけることができる活動の一つである。事例研究の手順は、危険余地トレーニング(KYT)の手法を参考に作成した。KYTは、参加者(グループ)が4つの質問を通じて、事例への対応方法を議論するトレーニングである。まず、参加者には、核セキュリティ上のリスクがある想定事例のイラストと説明文が与えられる。その後、グループ内で4つの設問に従い、ディスカッションを行う。このグループディスカッションを通じて、参加者は核セキュリティのリスクを効果的に認識することができる。2022年度の事例研究では、核セキュリティ担当者、警備員、一般職員等、参加者の役割に応じて自由に事例を選択できるように23事例を用意した。事例研究の実施後、有効性評価のため、参加者に対し、アンケートへの記入を求めた。アンケートの結果、事例研究は核セキュリティリスクに対する感度の向上と法律の正しい理解につながることが示された。全体として、事例研究結果より、JAEAの取り組みは核セキュリティ文化の維持・向上させるのに十分であることを示唆していた。
新井 知大*; 村田 歩*; 渡邊 雄一*; 石原 敏裕*; 深水 良哉*; 武田 聡司*; 江端 清和*; 渡邊 裕貴; 高島 良生*; 金子 順一*
Journal of X-Ray Science and Technology, 31(2), p.237 - 245, 2023/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Instruments & Instrumentation)診療放射線技師は、放射線に関する専門的な教育を受けており、医療領域における放射線業務に従事するとともに、患者が抱える放射線被ばくに関する不安の軽減に努めるリスクコミュニケーターとしての役割も担っている。また、2011年3月の福島第一原子力発電所事故の際、避難者の体表面及び携行物品の放射性物質の汚染検査要員として、全国各地域の診療放射線技師が派遣された。本研究では、国立病院機構に所属する診療放射線技師を対象として放射線災害に関する知識及び意識に関する実態調査を実施することにより、放射線災害に関する診療放射線技師のリテラシー及びコンピテンシーを明らかにした。また、日本の診療放射線技師の放射線災害に関する知識及び意識を、原子力発電所の立地地域(隣接地域含む)と非立地地域で比較し、放射線災害に対応可能な診療放射線技師の人材育成の在り方について検討した。
島田 太郎; 行川 正和*; 三輪 一爾; 武田 聖司
Proceedings of Waste Management Symposia 2023 (WM2023) (Internet), 8 Pages, 2023/02
廃止措置段階に発生する可能性のある事故においては、解体作業中にフィルタ等へ蓄積した粉じんが一挙に環境に放出され地表に沈着した放射性粉じんが降雨に伴う地表流とともに傾斜の下流へ移動し、窪地に蓄積することも想定される。降雨や地形、表面の被覆状態などの条件によって変動する核種の移動量と公衆の被ばく線量を評価するコードの開発を進めている。その評価にあたっては必要な評価パラメータの設定方法を整備する必要がある。そこで、地表面に沈着した粉じんの傾斜面上の流下を模擬した室内降雨試験を実施して、核種移動量評価に必要なパラメータ値を廃止措置段階で想定される劣化状態を含めて取得し、その設定方法を検討した。被覆表面と表面を流れる水との抵抗量を示す等価粗度係数が既知の平滑なアスファルトをもとに得られた劣化アスファルトと平滑なコンクリートの等価粗度係数は文献で得られた値の範囲に収まった。しかし劣化コンクリートの等価粗度係数は、想定と異なり平滑なアスファルトよりもやや低い値となった。これは本試験では地表流による浮遊と雨滴衝撃による浮遊を同時に評価しているため、雨滴衝撃による浮遊のばらつきの影響によるものと考えられる。また、3Dスキャナで各表面の凹凸を点群として取得し表面粗さを評価したところ、等価粗度係数との相関が示唆され、実際の適用の際に利用できる可能性が示された。
酒瀬川 英雄
ENEKAN, 20, p.20 - 23, 2022/07
ウラン廃棄物の処理処分に関する研究について、非専門であっても理解し易いように紹介する。ウラン廃棄物工学研究、リスクコミュニケーション、そして、まとめから構成されている。ウラン廃棄物工学研究では酸性電解水による除染技術を紹介する。リスクコミュニケーションでは非専門家側からの理解が重要であることを紹介する。まとめは上記を整理した所感を述べる。
木下 貴博*; 岡村 茂樹*; 西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一; 二神 敏; 深沢 剛司*
Transactions of the 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 7 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR)で、原子炉容器のような重要な機器の地震評価は、地震リスク評価(S-PRA)において、原子炉容器のような重要な機器の破損を評価できる評価方法は必要である。疲労破損と機器に累積した振動エネルギーの関係は、過去の研究において確かめられている。また、振動エネルギーによる破損評価は検討されている。本研究では、地震時に機器に累積する振動エネルギーを評価した破損確率評価手法を開発する。
小野 礼人; 高柳 智弘; 杉田 萌; 植野 智晶*; 堀野 光喜*; 山本 風海; 金正 倫計
JAEA-Technology 2021-044, 53 Pages, 2022/03
JAEA-Technology-2021-044.pdf:43.7MB
大強度陽子加速器施設(J-PARC)の3GeVシンクロトロン加速器には、1MWの大強度ビームを生成するために開発された電磁石用の電源装置が多数配置されている。これらの電源装置は、陽子ビームの軌道制御の要求に合わせて専用に開発されており、多種多様な出力波形の形式、定格仕様、更には異なる筐体のサイズや電源回路で構成されている。J-PARCは、運転を開始してから10年が経過し、経年劣化を原因とする故障から部品の交換や機器の更新の必要性が生じている。それら機器のトラブルを未然に防ぐことが出来れば、ユーザーの利用時間を計画通り確保でき、成果の最大化に資するとともに、さらには加速器を運用する運転員への負担を軽減することができる。メンテナンスとは、機器を正常な状態に保つことであり、メンテナンスによって故障個所や経年劣化部分を早期に発見して整備することにより、機器の寿命を延ばすことが可能である。本報告書では、電磁石電源グループで実施しているメンテナンス作業の事例を基に、メンテナンス時に必要な手続き、資格等が必要な作業とその注意点、作業を安全に行うための手順書、リスクアセスメントといった資料の作成方法等について報告する。
山口 義仁; Li, Y.
配管技術, 63(12), p.22 - 27, 2021/10
東京電力福島第一原子力発電所の事故の教訓を踏まえ、原子力発電所に対する地震を起因とした確率論的リスク評価(PRA: Probabilistic Risk Assessment)やリスク情報の活用が重要となっている。地震PRAでは、安全上重要な機器や配管などの地震による損傷確率を考慮して、炉心損傷頻度などが求められる。長期間使用された配管では、経年劣化による亀裂などの発生があり得る。亀裂が発生すれば、配管の破壊強度が低減され、地震時の損傷確率が上昇することとなる。そのため、長期間運転された原子炉を対象に地震PRAを実施する際には、経年劣化が機器の損傷確率に及ぼす影響を考慮することが重要である。著者らは、経年劣化の影響に加えて、地震による亀裂進展や破壊を考慮することで、長期間使用された原子炉配管の損傷確率を算出できる解析コードを開発し、妥当性の確認を経て公開した。また、地震による損傷確率を求めるための手順や推奨される手法やモデル,技術的根拠などを取りまとめた評価要領を世界に先駆けて整備し公開した。本論文では、開発した解析コード及び評価要領について説明する。
高田 毅士
日本地震工学会誌, (44), p.6 - 11, 2021/10
本報告は、2007年以前の我国の原子力地震安全確保の状況紹介に続き、日本地震工学会と日本原子力学会が連携した三つの調査委員会の活動の背景と主な成果、そして最後にこれらの活動の末辿り着いたところとして筆者が重要と考えるポイントをまとめたものである。
嶋田 和真; 甲斐 倫明*
Journal of Radiation Protection and Research, 46(3), p.83 - 97, 2021/09
[背景]非喫煙者の放射線による肺がん罹患の生涯リスクは、喫煙者を含む集団の平均がんベースラインを使用しているため、過大評価されている。近年、放射線と喫煙の相乗効果を検討するために、一般化相乗(GM)過剰相対リスク(ERR)モデルが、原爆被爆者の寿命調査において開発された。この背景に基づいて、喫煙を考慮した放射線リスク評価の問題について、この論文では2部構成で議論した。[手法]パート1:現在の喫煙データを使用して非喫煙者のベースラインリスクを推定する簡単な手法を提案した。ベースラインリスク推定の感度解析を実施し、生年コホート(出生年と喫煙歴)がベースライン推定に与える影響を議論した。パート2:日本人喫煙者にGM ERRモデルを適用して、生涯寄与リスク(LAR)を計算した。また、他のERRモデル(単純相加(SA)ERRモデルなど)を使用して感度解析を実施した。[結果]パート1:非喫煙者の生涯ベースラインリスク(LBR)は、喫煙者を含むすべての成人のLBRよりも低く、男性では54%(44%
60%)、女性では24%(18%29%)であった。パート2: SA ERRモデルとGM ERRモデルのLARを比較した結果、被ばく線量が200mGy以下の場合に、これらのERRモデルの差は喫煙情報の不確実性によるLARの標準偏差内に納まることが分かった。
高田 孝*; 山野 秀将; 成宮 祥介*
日本原子力学会誌ATOMO
, 62(8), p.448 - 451, 2020/08
外部ハザードについて、リスク評価におけるハザードの選定や評価として適用されるリスク分析について概説するとともに、一例として火山降灰ハザード評価について示している。また、リスク評価の目的は原子力施設の安全性の確保や向上であり、外部ハザードのリスク評価から得られた情報を用いたリスク対処に対するプロセスについても考察を行った。
高原 省五
放射線生物研究, 55(2), p.162 - 172, 2020/06
本稿は、低線量リスク委員会(日本保健物理学会と日本放射線影響学会の合同委員会)での取り組みを取りまとめた報告書の一部である。本委員会では、低線量リスクの放射線安全規制の基盤となる放射線疫学から放射線生物学の現状認識、さらには、社会的背景との関連性をも検討して、これらの知見が放射線安全規制にどのように繋がっているのか、放射線科学の生物, 疫学, リスク,防護の各専門分野を超えたコンセンサスレポートを作成した。本稿ではこれらの議論から得られた成果のうち、低線量リスクに関する放射線防護の基本的な考え方を取りまとめたものである。1985年にレントゲンにより放射線が発見されて以降、どのような健康影響が生じてきたのか、また、どのようにしてそれらの影響から人々を防護してきたのかについて整理した。また、福島第一原子力発電所事故の経験を踏まえながら現在の放射線防護体系の基本的考え方を整理しつつ、今後の事故後対応に向けた課題を抽出した。
丸山 結; 喜多 利亘*; 倉本 孝弘*
日本原子力学会誌ATOMO, 62(6), p.328 - 333, 2020/06
発電用原子炉施設, 核燃料施設などの原子力関連施設の安全確保において、確率論的リスク評価(PRA)が重要な役割を担っている。PRAより得られる様々な知見や情報が原子力関連施設の運用に関する意思決定に有用であり、自主的安全性向上活動、新検査制度などにおいて、PRAより得られるリスクの活用もなされている。一方で、PRAの評価技術についても、日本原子力学会標準委員会において、PRA手法を中心とした標準(実施基準)の整備を行うなど段階的に進展している。こういった背景の中で、「よくわかるPRA; うまくリスクを使えるために」と題する連載講座を本稿から7回にわたって開講する。第1回は、原子炉施設及び核燃料施設を対象に、内的事象及び外的事象、レベル1, レベル2及びレベル3、各運転状態(通常運転時や停止時)に対するPRAについて、技術の現状及び応用例、今後の技術課題や研究・開発の方向性について概説する。
芳中 一行
技術士, (634), p.8 - 11, 2019/10
福島第一原子力発電所事故後、原子力・放射線分野の人材の育成が重要な課題となっている。過去に経験してきた不祥事、事故の反省を踏まえつつ、組織の論理に埋没しない高い倫理観を持つ技術者を育成して、社会からの信頼を取り戻すよう努めなければならない。
鷲谷 忠博; 鈴木 俊一*
日本機械学会誌, 122(1211), p.13 - 15, 2019/10
2019年5月に開催された廃炉国際ワークショップ(FDR2019)のTrack 2: Debris Removal Strategy, Risk, Debris Characterizationの内容を取りまとめた。本Trackではキーノートとして「東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所の廃炉のための技術戦略プラン2018」に関する講演が行われ、加えて福島第一原子力発電所(1F)廃炉の進め方と廃炉への課題が紹介された。また、研究報告として、燃料デブリ取出しに必要なデブリの切断技術、ダストの発生挙動評価及び取出し時のリスク研究等の報告が行われた。本誌ではTrack-2の報告内容を概説する。
山野 秀将; 西田 明美; 崔 炳賢; 高田 毅士*
Transactions of the 25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-25) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2019/08
本研究の目的は、原子力発電所に非常に重要なクリフエッジ効果の評価である。本研究では、地震応答解析で得た免振装置有/無の原子炉建屋の応答波形を用い、失敗確率(脆弱性)評価を通して2種類の原子炉容器壁(薄肉及び厚肉)の地震安全余裕を評価した。免震技術が施された建屋の地震応答は、非免震建屋に比べると、大幅に減少(約2倍)されることがフラジリティ解析により示された。機器の応答係数の不確かさに焦点を当てると、応答係数0.52.0を考慮しても、免震プラントは非免震プラントよりも非常に大きな地震余裕がある。本研究では、クリフエッジを回避するには免震技術が効果的であると結論付けた。
大澤 英昭; 野上 利信; 星野 雅人; 徳永 博昭*; 堀越 秀彦*
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 26(1), p.45 - 55, 2019/06
日本原子力研究開発機構幌延深地層研究センターでは、国民のみなさまの地層処分技術に関する研究開発および地層処分の理解を深めることを目的に、ゆめ地創館および地下研究施設を活用してリスク・コミュニケーションを実施してきた。本稿では、20132017年度、これらの施設の見学後に実施しているアンケート調査の結果を分析した。その結果は、理解度が深まると、長期の安全性についてはより不安な要素としてクローズアップされていることを示唆している。また、地下研究施設を見学している回答者の方が、見学していない回答者と比較して、地層処分の必要性,適切性,安全性をポジティブに評価していることなどから、本施設の見学が、地層処分の理解にとって貴重な体験になっていることが示唆される。
堀口 直樹; 吉田 啓之; 阿部 豊*
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(3), p.278 - 290, 2019/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)ベンチュリスクラバは微小なエアロゾル粒子を除去するものであり、原子力発電所におけるフィルタ付ベントシステムの構成機器として導入されている。核分裂生成物を含むエアロゾル粒子は、ベンチュリスクラバ内に形成される液滴との衝突により除去されると考えられるが、運用時に想定され得る超高流速条件での液滴データが不足している。本研究は、超高流速条件でのベンチュリスクラバ内の液滴径データの取得とそれによる液滴径評価式の適用性確認を目的とした。まず、超高速微小液滴を観察するため、高解像度高撮影速度の光学系を開発した。続いて水-空気系の模擬試験により可視化計測し、液滴径分布とザウター平均径(SMD)を取得した。既存評価式による予測値と実験値を比較し、気相流速82-250m/sの範囲において抜山-棚沢の式がSMDを良い精度で予測できることを明らかにした。
田中 勝*; 河原 長美*; 石坂 薫*; 大畑 ゆき*; 福池 伊織*; 川瀬 啓一; 時澤 孝之; 宮川 洋*; 石森 有
JAEA-Research 2018-001, 98 Pages, 2018/06
JAEA-Research-2018-001.pdf:2.49MB
平成28年度は、最近の一般廃棄物処分場の建設事例を調査し、環境保全・回復事業等が地域や一般に受け入れられるために必要な施策やコミュニケーションの条件を調査した。その結果、(1)事業者と地域との間で長期にわたる良好な関係が築かれていること、あるいは取り決めが存在すること、(2)事業者が立地選定や施設内容の決定プロセスにおいて複数代替案を合理的に検討し、地域に選定・決定理由の説明ができること、(3)計画公表後であっても、地域の関心や要望に応じて計画を変更できる余地があること、(4)事業が跡地利用を含む地域づくりに向けたコミュニケーションの契機となること、の重要性が示唆された。
須田 一則; 清水 亮; 田崎 真樹子; 玉井 広史; 北出 雄大
日本核物質管理学会第38回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2018/04
1974年に実施されたインドの核実験以降、世界的に核不拡散に関する議論が実施されている。まず国際的な核燃料サイクル評価(INFCE)では、核拡散防止の観点から、濃縮能力、長期供給保証、再処理、プルトニウムの取扱い、高速増殖炉、使用済燃料の管理、新型燃料サイクル等、といった広範にわたる議論が行われた。その後、イラクや北朝鮮の核問題から、IAEA保障措置協定追加議定書が起草されるなど、制度的な強化が行われた。近年においては、IAEAの革新的原子炉及び燃料サイクル国際プロジェクトや第4世代原子力システムに関する国際フォーラムにおいて、核拡散抵抗性に係る評価手法の検討、また核物質が有する内在的な抵抗性に係る研究が各国の専門家の間で進められている。本報告では、INFCE-WG4(再処理、プルトニウムの取扱いとリサイクル)の代替技術(コ・コンバージョン、コプロセス等)の議論を基に、核拡散リスクの最小化に関する動向と今後の展開について検討する。
