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岡野 靖; 西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一
Proceedings of International Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment and Analysis (PSA 2019), p.274 - 281, 2019/04
ナトリウム冷却高速炉は、大気を崩壊熱の最終除熱源とするため、気象現象が冷却性に影響を及ぼし得る。まれではあるが厳しい外部ハザードが、他の起こり得る外部ハザードと同時に生ずる条件に対し、本研究では、外部ハザードの組合せをスクリーニングする新しい方法を提案した。本研究では、同時または逐次的なハザードの組合せに分類し、ハザードや影響の持続と発生順序の観点から冷却に関連し得る潜在的影響を整理することで、結果として、外部ハザードの重畳により影響が生じるまでのシナリオ進展を特定した。
山口 徹治; 坂本 好文; 飯田 芳久; 根岸 久美; 瀧 洋; 赤井 政信; 神野 文香; 木村 祐一郎; 上田 正人; 田中 忠夫; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
地層処分の長期評価では不確かさの定量化が必要である。日本原子力研究開発機構の確率論的核種移行評価は確率論的な評価結果の分布を計算するだけでなく、パラメータ不確かさやモデル不確かさを提示することができる。これにより、核種移行解析結果の不確かさに相関の大きいパラメータが明らかになる。これらのパラメータのうち、定量的に解明されていないものがわれわれの実験的研究の対象である。優先的に取り組むべき研究対象は具体的には、セメントの影響を受けた高pH環境下におけるベントナイト系緩衝材の変質,放射性核種の溶解度,ベントナイト系緩衝材中拡散,深地下の還元的環境を維持したまま採取した地層試料に対する重要核種の収着である。不確かさをもたらす原因としては、海水系地下水の浸入によるイオン強度の上昇,TRU廃棄物に含まれる硝酸ナトリウムの溶解に伴うNO
, NO
及びNH濃度の上昇,セメント系材料に起因する高pH環境,オーバーパック腐食に伴う間隙水化学組成の変化を考慮する。本論文はこの研究の現状を報告するものである。
山口 徹治; 水無瀬 直史; 飯田 芳久; 田中 忠夫; 中山 真一
JAERI-Conf 2005-007, p.150 - 155, 2005/08
この発表は、地層処分の地下水シナリオ評価の不確かさのうち、パラメータ不確かさを定量するための実験的研究について、その現状をとりまとめ、解決すべき課題を見極めるものである。はじめに不確かさの発生源,パラメータ不確かさと確率論的安全評価の関係,実験研究の優先順位の考え方を紹介した。次に、溶解度評価の不確かさ,ベントナイト系緩衝材中拡散係数評価の不確かさ,岩石への分配係数評価の不確かさについて、研究の現状を紹介した。溶解度評価の不確かさは、熱力学データの不確かさと、地下水化学環境条件評価の不確かさとから見積もられる。ベントナイト系緩衝材中拡散係数の不確かさは、それを決定する因子すなわち緩衝材の密度,モンモリロナイト含有量,間隙水化学組成,温度の評価の不確かさを総合することで見積もられる。岩石への分配係数の不確かさは、岩石の比表面積,地下水のpH,イオン強度,炭酸イオン濃度,コロイド生成,平衡からのずれの評価の不確かさを総合することで見積もられる。このような検討をベースに、今後の課題を抽出した。
横林 正雄; 近藤 雅明*
JAERI-Tech 2001-007, 90 Pages, 2001/03
JAERI-Tech-2001-007.pdf:4.02MB
原子力発電所における運転員のヒューマンエラーは、プラントの安全性に大きな影響を及ぼす可能性があることから、確率論的安全評価(PSA)においてヒューマンエラーを考慮することは重要である。原子炉の安全系に関して想定される手動操作を抽出し、HRA手法としてよく知られているASEP法により、それらのヒューマンエラー確率(HEP)を定量化した。この定量化にはHRAを効率的に行うために主要なHRA手法を取り入れて開発した。HRA解析支援システムJASPAHRを用いた。これらのHEPを原研で実施されたBWRの外部電源喪失(LOSP)起因の事故シーケンスへ適用するとともに、感度解析を行った。その結果から、それぞれの手動操作の炉心損傷頻度(CDF)や重要シーケンスの発生頻度に対する重要性を確認した。本解析で作成された人間の介入のモデルや評価結果は今後のPSA適用研究を進めるうえでの基盤となり得るものであり、原研で進めてきたPSA研究の精度向上に役立てることができる。
古田 一雄*; 松岡 猛*; 渡邉 憲夫; 古橋 和己*; 谷口 武俊*
日本原子力学会誌, 43(3), p.221 - 223, 2001/03
2000年11月25日から12月1日にかけて、大阪において、第5回確率論的安全評価と管理に関する国際会議が開催された。この会議は、原子力だけでなく、化学,土木・建築,エネルギー,環境,輸送などの分野を対象に、確率論的手法に基づくリスク評価と、その結果をシステム管理,規制,合意形成などの社会的意志決定に反映するための手法,技術,経験等に関する情報交換を行うことを目的に、2年ごとに開催されている。今回は32カ国から433名(日本209名,海外224名)が参加し、4つのプレナリーセッションと108の技術セッションにおいて活発な発表と討論が行われた。論文発表は337件で、その内訳は、原子力120件,手法及びソフトウェア83件,輸送38件,土木・建築36件,エネルギー24件,化学14件,環境14件,医療サービス6件,金融1件であった。本報では原子力に関連が深いと思われる分野を中心に会議の概要を紹介する。
平成17年度)安全推進本部
JNC TN1400 2001-002, 172 Pages, 2001/01
JNC-TN1400-2001-002.pdf:6.28MB
平成平成12年ll月30日の内閣総理大臣官房原子力安全室(現内閣府原子力安全委員会事務局)からの依頼に基づき、安全研究年次計画(平成13年度平成17年度)に登録された研究課題(高速増殖炉;14件、核燃料施設;10件、耐震;1件、確率論的安全評価等;3件、環境放射能;6件、廃棄物処分;15件)についての安全研究計画調査票を作成した。また、社内研究課題についても年次計画に登録された研究課題と同等に扱うとの観点から、(高速増殖炉;1件、核燃料施設;3件、確率論的安全評価等;1件、環境放射能;1件、その他(「ふげん」の廃止措置);1件)についての安全研究計画調査票を作成した。本報告書は、これらの調査票を取りまとめたものであり、平成12年10月に策定した「安全研究基本計画(平成13年度平成17年度)」に基づき、研究の達成目標や研究の実施内容を具体的に示したものである。
安全計画課
JNC TN1400 2000-012, 250 Pages, 2000/11
JNC-TN1400-2000-012.pdf:10.18MB
平成11年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成8年3月に策定(平成12年5月改定2)した安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)に基づき実施してきた。本報告書は、動力炉分野(新型転換炉及び高速増殖炉分野の全課題並びに、耐震及び確率論的安全評価分野のうち動力炉関連の課題)について、平成11年度の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。
平成17年度)not registered
JNC TN1400 2000-010, 70 Pages, 2000/10
JNC-TN1400-2000-010.pdf:2.87MB
本計画は、平成11年度より国の「安全研究年次計画」(平成13年度平成17年度)の策定作業に協力する形でニーズ調査及び研究課題を提案し、国の「年次計画」で採用された研究課題の他に社内研究を含めたサイクル機構の計画として策定した。サイクル機構の安全研究は、高速増殖炉、核燃料施設、耐震、確率論的安全評価、環境放射能、廃棄物処分及びその他(「ふげん」の廃止措置)の7分野において実施することとしている。なお、本計画は、安全研究専門部会、中央安全委員会及び理事会において審議され、決定されたものである。
not registered
JNC TN1400 2000-001, 371 Pages, 2000/01
JNC-TN1400-2000-001.pdf:12.26MB
平成10年度の核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)における安全研究は、平成8年3月に策定した安全研究基本計画(平成8年度平成12年度〉に基づき実施してきた。本報告書は、核燃料サイクル分野(核燃料施設等、環境放射能及び廃棄物処分分野の全課題、並びに耐震及び確率論的安全評価分野のうち核燃料サイクル関連の課題)について、平成8年度平成10年度の3ヶ年の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。
平成12年度)-not registered
JNC TN1400 99-017, 439 Pages, 1999/08
平成11年7月1日の科学技術庁原子力安全局原子力安全調査室からの依頼に基づき、原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度平成12年度)に登録された研究課題(高速増殖炉;23件、核燃料施設;17件、耐震;1件、確率論的安全評価等;5件)について平成10年度安全研究の調査票(平成8年度平成10年度の成果)を作成した。本報告書は、国に提出した調査票を取りまとめたものである。
平成12年度)not registered
JNC TN1400 98-001, 256 Pages, 1998/11
平成10年10月14日の科学技術庁原子力安全局原子力安全調査室からの依頼に基づき、原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度平成12年度)に登録された研究課題(高速増殖炉;22件、核燃料施設;17件、耐震;1件、確率論的安全評価等;5件)について平成9年度安全研究の調査票を作成した。本報告書は、国に提出した調査票をとりまとめたものである。
本間 俊充
Comparative Evaluation of Environmental Toxicants; Health Effects of Environmental Toxicants Derived, p.147 - 155, 1998/00
近年、エネルギー利用による環境と健康への影響及びその外部性(Externality)の評価がいくつかの研究で行われている。そこでは、核燃料サイクルに起因する影響の中で、原子力発電所のシビアアクシデントの潜在的影響が重要な位置を占めることが示されているが、その影響の推定値の幅に大きな開きがある。それは、評価手法と仮定の相違のほか、おもにシビアアクシデントの影響に関連した不確かさに起因している。この講演では、原研で開発した原子炉の事故影響評価手法と、評価に付随する不確かさを定量化する不確かさ感度解析手法について報告する。
平成12年度)-not registered
PNC TN1410 97-043, 167 Pages, 1997/11
平成9年10月9日の科学技術庁原子力安全局原子力安全調査室からの協力依頼に基づき、原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度平成12年度)に登録された研究課題(高速増殖炉;22件、核燃料施設;17件、耐震;1件、確率論的安全評価等;5件)について平成8年度安全研究の成果票を作成した。本報告書は、国に提出した成果票を取りまとめたものである。
村松 健; 氷見 正司*; 天笠 克広*
20th CNS Nuclear Simulation Symposium, p.1 - 10, 1997/00
近年、確率論的安全評価(PSA)手法を原子力発電所の運転管理や規制上の意思決定に役立てる試みが各国でなされている。現実の意思決定には不確実さの把握が重要であるが、PSAの不確実さの評価手法は、不確実さの定義を含めて十分には確立されていないのが現状である。本研究では、原研で開発された内的事象に関するレベル2PSA手法を基礎として、その手法で得られるソースターム超過頻度曲線(ソースタームで表現されたリスク曲線)の不確実さを評価する手法とそのための計算手法を提案している。その手法の特徴は、不確実さ因子について、従来地震のPSA以外の分野では区別されていなかった知識不足によるもの(epistemic uncertainty)と現象の不規則さによるもの(aleatory uncertainty)を区別して扱うことにより、不確実さの要因をより明確にし、不確実さの低減に役立てることができることである。
阿部 清治
JAERI-Review 95-006, 132 Pages, 1995/05
JAERI-Review-95-006.pdf:4.32MB
本報は、原子力発電所のシビアアクシデント問題についての解説書である。ここでシビアアクシデントとは、設計基準を大幅に超えて炉心の重大な損傷にいたる事故である。まず、シビアアクシデントの事例として、米国のスリーマイル島原子力発電所2号機と旧ソ連のチェルノブイル原子力発電所4号機の事故について、事故の原因や状況、事故後に採られた対応等について解説する。ついで、原子炉のシビアアクシデントのリスクを評価する確率論的安全評価(PSA)について、手法及びその安全問題への適用状況を解説すると共に、技術に伴うリスクとその受容性について論じる。最後に、我が国で現在進められているシビアアクシデント対策(アクシデント・マネジメントの整備)について、BWR及びPWRそれぞれについて提案されている具体的なアクシデント・マネジメント策等を解説する。
村松 健
Proc. of 10th Sino-Jananese Seminar on Nuclear Safety, 0, p.1.3.1 - 1.3.16, 1995/00
原研では、原子力発電所の地震起因事象に関する確率論的安全評価(地震PSA)手法の開発を進めている。この手法の概要と近年の研究成果を報告する。原研の手法は、地震危険度の評価、建家や機器の現実的応答の評価、建家や機器の損傷確率の評価、炉心損傷頻度の評価の4つのプロセスに分けられる。このうち地震危険度の評価については、地震危険度評価コードSHEATを含む一連の手法を整備し、現在は、精度向上を目指して、断層モデルに基づく機構論的な地震動予測式の開発を進めている。現実的応答の評価では従来の応答係数法に対し非線形性の効果を考慮する改良を行っている。損傷確率の評価に関しては、国内の振動試験データ等に基づいて機器の耐力評価を行った。炉心損傷頻度評価のためには、地震起因炉心損傷頻度評価用コードSECOM-2を開発し、重要度解析等の機能拡張を進めている。
村松 健; 蛯沢 勝三; 松本 潔; 及川 哲邦; 近藤 雅明; 福岡 博*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1333 - 1340, 1995/00
原研では確率論的安全評価(PSA)に関する研究の一環として地震起因事象に関するPSA(地震PSA)の手法の開発、改良を行なっている。本研究の最新の成果から、以下の事項を報告する。地震危険度評価については、断層モデルに基づく機構論的な地震動予測式の開発を進めており、震源及び波動伝播の地域特性を考慮するために観測地震動を用いて特性パラメータを定めた。建屋の損傷確率評価については、建屋応答の非線形性を考慮した解析により損傷確率を評価した。機器の損傷確率評価については、振動試験データに基づいて非常用ディーゼル発電機の耐力評価を行なった。システム信頼性解析の分野では、地震起因炉心損傷頻度評価用コードSECOM-2を用いた感度解析により、応答の相関性を考慮した場合の炉心損傷頻度への影響を評価した。
桜井 直行
PNC TN8440 94-057, 125 Pages, 1994/09
平成6年度第2・四半期(平成6年7月平成6年9月)に実施した業務概要について報告する。記載項目は,安全管理業務概要,安全管理一般,放射線管理,環境安全,個人被ばく管理,小集団活動の推進,研究開発,外部発表等について,取りまとめたものである。
桜井 直行
PNC TN8440 94-037, 111 Pages, 1994/06
平成6年度第I・四半期(平成6年1月平成6年3月)に実施した業務概要について報告する。記載項目は,安全管理業務概要,安全管理一般,放射線管理,環境安全,個人被ばく管理,小集団活動の推進,研究開発,外部発表等について,取りまとめたものである。
蛯沢 勝三
第9回日本地震工学シンポジウム (1994)論文集,第1分冊, 0, p.1699 - 1704, 1994/00
各国で実施した地震PSAにおいて、炉心損傷の発生頻度に大きな影響を及ぼす機器の1つに継電器が挙げられている。その故障としては、地震動によって継電器の接点が開離すること(チャタリング)による誤信号の発生がある。我が国の耐震設計法で設計された継電器において、チャタリングが発生する地震動レベル(耐力)の程度を検討することの重要性等が指摘されている。そのため、チャタリング発生に関する我が国での振動台試験によるデータを用いて制御継電器の耐力を確率論的に表示した。また、原研東海サイトに改良標準型原子炉建屋が立地しており、この建屋に制御継電器を内蔵した各種電気計測制御盤が配置されていると仮定した上で、これらの制御継電器の故障確率を上述の制御継電器の耐力等を用いて求めた。
