検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 187 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

よくわかるPRA; うまくリスクを使えるために,3; 外部ハザードについて考えるべきこと

高田 孝*; 山野 秀将; 成宮 祥介*

日本原子力学会誌, 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。

論文

低線量リスクに関する放射線防護の考え方

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。

論文

よくわかるPRA; うまくリスクを使えるために,1; 確率論的リスク評価の技術課題

丸山 結; 喜多 利亘*; 倉本 孝弘*

日本原子力学会誌, 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。

論文

社会から求められる原子力・放射線分野の人材とその育成

芳中 一行

技術士, (634), p.8 - 11, 2019/10

AA2019-0232.pdf:0.4MB

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。

論文

Development of seismic counter measures against cliff edges for enhancement of comprehensive safety of nuclear power plants, 10; Avoidance of cliff edge for reactor vessel

山野 秀将; 西田 明美; 崔 炳賢; 高田 毅士*

Proceedings of 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0.5$$sim$$2.0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。

論文

幌延深地層研究センターゆめ地創館および地下研究施設を活用したリスク・コミュニケーション

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、2013$$sim$$2017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。

論文

Visualized measurement of extremely high-speed droplets in Venturi scrubber

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:100(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。

報告書

リスクコミュニケーション実施上の課題の研究; 平成28年度(委託研究)

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。

論文

核拡散リスクの最小化に関する動向の分析

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。

論文

ベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動に関する研究

上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 柴田 光彦; 吉田 啓之

日本機械学会論文集(インターネット), 84(859), p.17-00392_1 - 17-00392_10, 2018/03

フィルタ付ベントシステムの1つとして、ベンチュリスクラバがある。日本国内では、福島第一原子力発電所事故後の新規制基準の施行以降、ベンチュリスクラバの導入が複数の原子力発電所で進められている。この性能は既存試験にて確認されているものの、Luangdilokらのヘッダを含むマルチベンチュリスクラバの数値解析(Luangdilok, et al., 2009)によれば、既存試験で確認された運転条件範囲を事故時には逸脱する可能性が示唆されている。また放射性物質の除去性能がベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動に大きく影響されると考えられているものの、実験的にベンチュリ管内の流動様式や供給されたスクラビング水の挙動については十分に検証されていない。本研究では、ベンチュリスクラバ内の二相流挙動を明らかにするため、ベンチュリ管内の水-蒸気ならびに水-空気の二相流挙動可視化実験を実施した。その結果、ベンチュリ管内に流入するガス流量の増加に伴い、スクラビング水の供給流量が非線形的に低下し、最終的には停止することが空気実験と蒸気実験ともに確認された。また、ベンチュリ管内の可視化計測によって、実機のベンチュリスクラバで想定されている、スクラビング水の供給孔からの微小液滴の噴霧が本実験条件範囲では確認されなかったことや、ベンチュリ管拡大部に液膜が生成し、その液膜流から間欠的に噴霧が生成するなど、実機では想定されていない流動現象が明らかにされた。

報告書

リスクコミュニケーション実施上の課題の研究; 平成27年度(委託研究)

田中 勝*; 青山 勲*; 石坂 薫*; 大畑 ゆき*; 福池 伊織*; 川瀬 啓一; 渡邊 雅範; 時澤 孝之; 宮川 洋*; 石森 有

JAEA-Research 2017-003, 65 Pages, 2017/06

JAEA-Research-2017-003.pdf:2.92MB

日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターと福島環境安全センターは共同で、今後の跡措置や環境回復等の事業に関して、地域との継続性のある関係構築に必要な条件や、活動を通して得られる効果を把握するため、閉止鉱山及び産業廃棄物処分場でのリスクコミュニケーション事例を委託調査した。その結果、(1)地域におけるつながりや、つながりの場の形成、(2)既存のリソース(人員・土地・施設等)の活用、(3)地域における新たな価値の創出、(4)事業の安全性の担保や信頼の醸成に向けた取り組み、などによる、事業の安全性や周辺環境の健全性を長期的に確認できる仕組みや環境保全などについて学べる地域的フィールドの創成、が重要であることが示唆された。

論文

ベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動に関する研究

上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 柴田 光彦; 吉田 啓之

第22回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/06

フィルタ付ベントシステムの1つとして、ベンチュリスクラバがある。日本国内では、福島第一原子力発電所事故後の新規制基準の施行以降、ベンチュリスクラバの導入が複数の原子力発電所で進められている。この性能は既存試験にて確認されているものの、近年の報告によれば、事故時には、既存試験で確認された運転条件範囲を逸脱する可能性が示唆されている。また放射性物質の除去性能がベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動に大きく影響されると考えられているものの、実験的にベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動を確認した例は少ない。本研究では、ベンチュリスクラバ内の二相流挙動を明らかにするため、ベンチュリ管内の水-蒸気ならびに水-空気の二相流挙動可視化実験を実施した。その結果、ベンチュリ管の縮小部のガス流速が増加するにつれて、縮小部の圧力が増加することで、スクラビング水の供給量は減少し、最終的に停止することが確認された。また、ベンチュリ管内の二相流挙動を可視化したところ、実機のベンチュリスクラバで想定される水供給口からの噴霧は確認されず、水供給口下流以降に形成された液膜流からの断続的な噴霧が確認された。このようにベンチュリスクラバ内の二相流挙動は実機で想定される二相流挙動とは異なることが示唆された。

論文

実環境におけるベンチュリスクラバの除染性能に関する予測評価

堀口 直樹; 吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 阿部 豊*

第22回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2017/06

ベンチュリスクラバは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おり、核分裂生成物を含む微小なエアロゾルを除去する役割がある。しかしながら、ベントシステムの運用時に想定されうる全ての圧力条件範囲において除染性能を予測する手法はない。そこで、本研究は、機構論的な流動解析コードをベースとした除染性能解析手法を構築し、これによって実環境で想定される流動及び除染性能に関する知見を得ることを目的とした。解析の結果、ベンチュリスクラバの入口圧力が下がるにつれ、ベンチュリスクラバ喉部での流入する気相の速度は抑制されること、自吸される液相速度は変化すること、除染係数は増減傾向となることがわかった。またエアロゾル径が大きくなるにつれ除染係数が増加することがわかった。

論文

Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactors, 1; Project overviews

佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 村松 健*; 牟田 仁*; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; 山本 剛*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

本報告では、高温ガス炉PRAの実施上の課題である、建屋や黒鉛構築物、配管など静的な系統、構築物及び機器の多重故障を考慮した地震PRA手法の確立に向け進めている、静的SSCの多重故障を考慮した事故シーケンス評価手法構築、建屋、黒鉛構築物の損傷を考慮したソースターム評価手法構築、地震時の具体的な事故シナリオ検討に資するフラジリティ評価手法構築及び実用高温ガス炉への適用性評価の概要について報告する。

論文

Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactors, 2; Development of accident sequence analysis methodology

松田 航輔*; 村松 健*; 牟田 仁*; 佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

高温ガス炉における、地震起因による原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の複数破断を含む事故シーケンス群の起因事象モデルについて、ソースタームの支配因子に着目した起因事象に対する階層イベントツリーを適用する場合と、個々の破断の組合せを考慮した多分岐イベントツリーを適用する場合を対象に地震時事故シーケンス頻度評価コードSECOM2-DQFMによる試計算を行った。評価結果から、高温ガス炉のための効率的かつ精度を維持できる起因事象の分類方法を構築できる見通しを得た。

論文

オフサイトの現状と課題、専門家の役割

佐々木 聡

技術士, 29(3), p.4 - 7, 2017/03

AA2016-0664.pdf:1.87MB

オフサイトの現状と課題を、放射線被ばくによる健康影響と社会的影響に整理して解説した。福島の復興のために重要なことは、県外への放射線リスクと福島の実情への正しい理解、県内では放射線以外の社会的課題への取組で、そのための専門家の役割を考察した。

論文

「保物セミナー2016」印象記

真辺 健太郎

保健物理, 52(1), p.35 - 38, 2017/03

平成28年11月2日に大阪科学技術センターで「保物セミナー2016」が開催され、150名の参加があった。今回のセミナーは、「防護量と実用量 最新の動向」、「福島から考えるこれからのリスクコミュニケーション」及び「低線量放射線のヒトへの影響」の3つのテーマで構成されていた。各テーマでは、その分野の著名な専門家により、最新の動向や問題解決に向けた提案等の講演があった。他に、原子力規制庁の専門官による「放射線障害防止法関係の最近の動向」と題する特別講演があり、最近のトラブル事象や立入検査の実施状況、IAEAの総合的規制評価サービスを受け入れた結果等が紹介された。セミナーでは、各講演に対して、現在あるいは今後に想定される課題について参加者より質疑があり、その解決策等に関する議論も展開された。本稿は、セミナーでの講演や議論の概要、各テーマ等に関する著者の所感を取りまとめたものである。

論文

Event sequence assessment of tornado and strong wind in sodium cooled fast reactor based on continuous Markov chain Monte Carlo method with plant dynamics analysis

高田 孝; 東 恵美子*

Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/10

プラント状態の定量化を含めた総合的なリスク評価を行うことを目的に、連続マルコフ過程モンテカルロ法と動特性解析をカップリングした新たな手法を開発した。本論文では、開発した手法の適用性評価として、竜巻および強風ハザードにおけるループ型ナトリウム冷却高速炉プラントの安全性評価を実施した。その結果、本手法の適用性を確認するとともに、低頻度事象への適用として、重み付けを用いることで比較的少ないサンプル数で評価が可能な見通しを得た。

論文

技術士(原子力・放射線部門)の福島支援活動と廃炉戦略の概要

佐々木 聡

技術士, 28(8), p.8 - 11, 2016/08

福島第一原子力発電所事故後の福島支援のための原子力・放射線部会の継続研鑽の取り組みを紹介した。先ず本号では、連載企画の構成と概要を示し、CPD講座を基に、課題概要のリスク評価に基づく廃炉戦略を紹介した。

報告書

東京電力福島第一原子力発電所事故後のリスクコミュニケーションの実践; 内部被ばく検査時のコミュニケーション

米澤 理加; 郡司 郁子; 杉山 顕寿; 菖蒲 順子; 高下 浩文

JAEA-Review 2015-020, 80 Pages, 2016/02

JAEA-Review-2015-020.pdf:5.82MB

原子力機構核燃料サイクル工学研究所(以下、サイクル研)では、平成23年7月から国の原子力災害現地対策本部及び福島県から依頼を受け、平成23年3月の東北地方太平洋沖地震時に起きた福島第一原子力発電所の事故(以下、福島原発事故)により影響を受けた福島県民に対して、ホールボディカウンター(以下、WBC)を使用した内部被ばく検査を実施してきた。この検査に訪れた福島県民は、福島原発事故による放射線の健康影響を心配するだけでなく、未曽有の大地震による被害を受ける等、様々な背景や懸念事項を抱えていた。そのため、疑問や不安の軽減に少しでも貢献できるよう、積極的傾聴を主とした双方向コミュニケーションに取り組んできた。本報告書では、内部被ばく検査開始直後から試行錯誤しながら取組んだコミュニケーション活動の実績とともに活動の効果を示す。

187 件中 1件目~20件目を表示