Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
星野 雅人; 佐々木 仁史; 堀越 秀彦*; 谷 康輔*
JAEA-Review 2025-047, 122 Pages, 2026/03
JAEA-Review-2025-047.pdf:3.75MB
幌延深地層研究センターは、深地層研究のための地下坑道等の研究施設、またその研究内容を解説するための施設と研究者が揃っており、敷地内には、実際の人工バリアを実規模で体感できる工学研究施設もあり、高レベル放射性廃棄物の地層処分について詳しく知るための国内最高の環境を有する施設である。これらの優位性を生かし、来場する国民各層を対象として高レベル放射性廃棄物に対する漠然とした疑問、不安などの意見について、アンケート等を活用した広聴を行っている。今回、2024年4月から2025年1月までに収集したアンケート等の意見(回答者2,830人)について統計分析の結果を報告する。
星野 雅人; 井上 裕一; 堀越 秀彦*; 谷 康輔*
JAEA-Review 2024-063, 120 Pages, 2026/02
JAEA-Review-2024-063.pdf:3.4MB
幌延深地層研究センターは、深地層研究のための地下坑道等の研究施設、またその研究内容を解説するための施設と研究者が揃っており、敷地内には、実際の人工バリアを実規模で体感できる工学研究施設もあり、高レベル放射性廃棄物の地層処分について詳しく知るための国内最高の環境を有する施設である。これらの優位性を生かし、来場する国民各層を対象として高レベル放射性廃棄物に対する漠然とした疑問、不安などの意見について、アンケート等を活用した広聴を行っている。今回、2023年4月から2024年1月までに収集したアンケート等の意見(回答者2,696人)について統計分析の結果を報告する。
吉田 卓也; 井上 裕一; 堀越 秀彦*; 谷 康輔*
JAEA-Review 2024-062, 119 Pages, 2026/02
JAEA-Review-2024-062.pdf:3.12MB
幌延深地層研究センターは、深地層研究のための地下坑道等の研究施設、またその研究内容を解説するための施設と研究者が揃っており、敷地内には、実際の人工バリアを実規模で体感できる工学研究施設もあり、高レベル放射性廃棄物の地層処分について詳しく知るための国内最高の環境を有する施設である。これらの優位性を生かし、来場する国民各層を対象として高レベル放射性廃棄物に対する漠然とした疑問、不安などの意見について、アンケート等を活用した広聴を行っている。今回、2022年4月から2023年1月までに収集したアンケート等の意見(回答者2,673人)について統計分析の結果を報告する。
牧田 伸治; 井上 裕一; 堀越 秀彦*
JAEA-Review 2024-061, 120 Pages, 2026/02
JAEA-Review-2024-061.pdf:3.02MB
幌延深地層研究センターは、深地層研究のための地下坑道等の研究施設、またその研究内容を解説するための施設と研究者が揃っており、敷地内には、実際の人工バリアを実規模で体感できる工学研究施設もあり、高レベル放射性廃棄物の地層処分について詳しく知るための国内最高の環境を有する施設である。これらの優位性を生かし、来場する国民各層を対象として高レベル放射性廃棄物に対する漠然とした疑問、不安などの意見について、アンケート等を活用した広聴を行っている。今回、2021年4月から2021年12月までに収集したアンケート等の意見(回答者1,675人)について統計分析の結果を報告する。
牧田 伸治; 井上 裕一; 堀越 秀彦*
JAEA-Review 2024-055, 135 Pages, 2026/02
JAEA-Review-2024-055.pdf:3.37MB
幌延深地層研究センターは、深地層研究のための地下坑道等の研究施設、またその研究内容を解説するための施設と研究者が揃っており、敷地内には、実際の人工バリアを実規模で体感できる工学研究施設もあり、高レベル放射性廃棄物の地層処分について詳しく知るための国内最高の環境を有する施設である。これらの優位性を生かし、来場する国民各層を対象として高レベル放射性廃棄物に対する漠然とした疑問、不安などの意見について、アンケート等を活用した広聴を行っている。今回、2020年4月から2021年1月までに収集したアンケート等の意見(回答者1,535人)について統計分析の結果を報告する。
野上 利信; 牧田 伸治; 徳永 博昭*; 堀越 秀彦*
JAEA-Review 2024-052, 143 Pages, 2026/02
JAEA-Review-2024-052.pdf:3.8MB
幌延深地層研究センターは、深地層研究のための地下坑道等の研究施設、またその研究内容を解説するための施設と研究者が揃っており、敷地内には、実際の人工バリアを実規模で体感できる工学研究施設もあり、高レベル放射性廃棄物の地層処分について詳しく知るための国内最高の環境を有する施設である。これらの優位性を生かし、来場する国民各層を対象として高レベル放射性廃棄物に対する漠然とした疑問、不安などの意見について、アンケート等を活用した広聴を行っている。今回、2019年4月から2020年1月までに収集したアンケート等の意見(回答者3,555人)について統計分析の結果を報告する。
相馬 秀; 石垣 将宏*; 柴本 泰照
Annals of Nuclear Energy, 219, p.111455_1 - 111455_12, 2025/09
被引用回数：3 パーセンタイル：86.98(Nuclear Science & Technology)Containment venting is one of the accident mitigation measures during severe accidents in nuclear power plants for preventing overpressure failure of the containment vessels. Because of the capability of releasing hydrogen generated in the containment vessel, the hydrogen risk can be also reduced. In this study, we conducted experiments with the large-scale test facility CIGMA to investigate the light gas transport during the venting action, mainly focusing on the effect of sump water boiling caused by the vent. The CIGMA test vessel initially pressurized by steam, air, and helium (hydrogen simulant) that formed a helium-rich density stratification was depressurized with and without sump water, with different venting flow rates, and at different venting positions. As the sump water became a steam source due to flash boiling, the helium stratification was diluted and the venting time increased twofold compared to the case without sump water, which significantly affected the amount of helium discharged to the atmosphere. Especially for the high venting flow rate condition, the amount of helium remaining in the vessel at the end of depressurization was half that of the case without sump water. Lowering the venting position from within the initial stratification to 3 m below its interface led to a threefold increase in the amount of helium remaining at the same low pressure, because of the longer time until the helium-rich stratification reached the venting position.
山田 泰行*; 榎原 毅*; 大場 恭子; 庄司 直人*; 鳥居塚 崇*; 八木 絵香*; 吉武 良治*
人間工学, 61(4), p.252 - 261, 2025/08
本総説は、日本人間工学会科学コミュニケーション研究部会における検討をもとに、科学コミュニケーションに対する人間工学的理解を整理し、今後の展望を示すことを目的とする。最初に、科学コミュニケーションの定義、動向、形態を概観し、科学コミュニケーションの類型に応じた人間工学領域の実践事例を紹介した。次に、リスクマネジメントにおける科学コミュニケーションの位置づけ、科学コミュニケーションを実施する際の留意点、参加者の人間特性に応じた人間工学的対応、科学コミュニケーターに求められるコンピテンシーについて論じた。さらに、今後の実践と研究に向けた課題を整理し、人間工学領域における科学コミュニケーションの方向性を提案した。本総説が、人間工学領域における科学コミュニケーションの共通理解の形成と、将来的な発展の基盤となることを期待する。
廣内 淳; 鯨岡 郁雄; 高原 省五; 高田 モモ*; Schneider, T.*; 甲斐 倫明*
Journal of Radiological Protection, 45(1), p.011508_1 - 011508_14, 2025/03
被引用回数：1 パーセンタイル：68.76(Environmental Sciences)異なる要因によるリスクを比較できるリスク指標は、国民の理解を深める上で有用である。国際放射線防護委員会(ICRP)は、低線量における放射線被ばくによる健康影響を定量化するために"デトリメント"という概念を開発した。しかし、デトリメントは放射線分野に特有のものであり、他のリスクと単純に比較することはできない。そこで本研究では、公衆衛生分野等で利用されるリスク指標(障害調整生存年数(DALY)、生涯罹患リスク、生涯死亡リスク)に着目し、放射線被ばくによるそれらのリスク指標を33カ国間で計算した。全固形がんの生涯死亡・罹患リスクとDALYは、国によって男性で1.5-2.0倍、女性で1.2-1.5倍の差が見られ、これらの値は発展途上国ほど低いことが示された。さらに、各部位のリスク指標値の大小関係はデトリメントと同様の傾向を示し、これらのリスク指標値はデトリメントの代替指標として利用できる可能性を示した。
二神 敏
日本原子力学会誌ATOMO
, 66(11), p.555 - 559, 2024/11
原子力発電所のPRAは、解析作業が膨大であり、事業者の負担となっていることが、国際的に検討されているリスク情報活用アプローチを国内に導入するに当たっての懸案となる可能性がある。この要因は、膨大な設計資料等の読み込み及び内容理解、信頼性データや評価モデルの構築を習熟した技能者が経験に基づいて手作業で入力しなければならない状況にある。この課題を解消するため、AI、デジタル化技術を活用し、従来手作業であったところを自動化することによって、原子力発電所PRAの省力化・等質化を目指したPRA手法を開発している。本稿では、AI技術を活用したPRA手法の全体的な開発計画とFT自動作成手法の開発状況について報告する。
鯨岡 郁雄; 野口 芳宏*; 嶋田 和真; 廣内 淳; 高原 省五
Radiation Protection Dosimetry, 200(16-18), p.1561 - 1567, 2024/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Environmental Sciences)国産の放射線誘発がんリスクの推定モデルを実装した計算コードを開発するために、公開されている他国の既存の計算コード(RadRAT (U.S.NIH)、Blue Book Model (U.S.EPA)、Korean-Specific Model(FNC Technology Co, Ltd))と、これらのコードの基本となるBEIR VII(米国科学アカデミーの電離放射線の放射線健康リスクに関する報告書)を調査し、3つのコードとBEIR VIIモデルの計算結果を比較した。各コードとBEIR VIIで計算した全固形がんの生涯寄与リスクのうち、特にKorean-Specific Modelで計算した結果については、他と有意な差が認められた。この原因の一つはいくつかの組織や臓器のリスク移転に関するパラメータがコード間で異なっていることであり、このことは日本版コードの開発において慎重に検討されるべき課題の一つである。
島田 太郎; 椛田 和彦*; 高井 静霞; 武田 聖司
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 10 Pages, 2024/10
原子力発電所の廃止措置段階における原子力規制検査は、リスク情報に基づいて実施される必要があるが、このリスクを定量的に評価する手法は開発されていない。そこで本研究では、廃止措置段階で発生する可能性のある事故事象のイベントツリーを作成し、解体対象機器ごとに事故シーケンスに応じた被ばく線量と発生確率の積で表される被ばくリスクを評価するコードDecAssess-Rを開発した。特に、事故時にHEPAフィルターに蓄積し、一気に放出される可能性のある移動放射能量は、解体作業の進捗に伴い時間的・空間的に変化することを考慮した。イベントツリーは、廃止措置段階及び類似の解体・交換作業における国内外のトラブル情報の調査結果をもとに構築した。事象頻度は一般産業界の情報に基づいており、事象進展確率は運転段階における機器故障確率に基づいている。また、廃止措置の進捗に伴い低減する安全機能については、解体作業のスケジュールに基づき考慮した。我が国におけるBWR及びPWRの解体作業の被ばくリスク評価の結果、火災事象の被ばくリスクが最も大きかった。特に、原子炉建屋内機器の気中切断による解体作業では、水中解体作業で最も放射能が大きい炉内構造物の解体作業よりも被ばくリスクが大きかった。
二神 敏; 近藤 佑樹; 山野 秀将; 栗坂 健一
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 9 Pages, 2024/10
This study is intended to develop PRA methodology using the AI technology. The authors have been conducting a three year program including the development of AI tools for automatic FT creation. This AI tools are intended to enable any users to easily perform PRA with the same quality less depending on user's PRA skill. This paper describes updates of the AI tools for automatic FT creation, as a second step progress.
Zheng, X.; 玉置 等史; 柴本 泰照; 丸山 結; 高田 毅士; 成川 隆文*; 高田 孝*
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 10 Pages, 2024/10
Traditional frequency-based risk importance measures (RIMs) have demonstrated its practicability in the nuclear regulation. The authors investigate the definitions of existing RIMs and associated applications in risk-informed nuclear regulations, for instance, the risk-informed categorization of structures, systems, and components (SSCs), risk-informed changes to technical specifications, etc. However, when evaluating mitigation effects of accident countermeasures, importance assessments involving consequence and timing has the potential of providing valuable information for decision making. By widely using numerical simulations of possible accident progressions, dynamic PRA enables a straightforward assessment of risk triplets. Recent advancements in the development of dynamic PRA tend to explicitly incorporate the dynamics of accident progression and failure events into risk assessment, and it allows a provision of more detailed risk information. The approach to appropriate estimation of risk importance within this framework has not been established, exposing a significant research challenge in the use of risk information for decision making in the nuclear industry. Possible accident sequences are sampled using RAPID by randomly branching, and risk triplets are quantified, including key quantities such as source term release amount and release timing to the environment, and the associated frequencies. Risk triplets are used to calculate the new RIMs to rank the importance of pivotal headings in the event tree model. As the exemplary results of the analysis, source term release amount and timing are largely influenced by the mode of containment failure and the termination timing of reactor coolant injection. As the conclusion, when issues such as timing or seriousness of consequence are important for judgement, dynamic PRA and the new RIMs is capable of supporting decision making by providing more detailed risk information.
成川 隆文*; 高田 孝*; Zheng, X.; 玉置 等史; 柴本 泰照; 丸山 結; 高田 毅士
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 9 Pages, 2024/10
Despite the advancements in dynamic probabilistic risk assessment (PRA) methods that account for the dynamics of event progression, establishing risk importance measures for these methods remains a significant research challenge. This study proposes novel risk importance measures from the perspective of the risk triplet: Timing-Based Worth (TBW) for the timing of scenario occurrence (scenario diversity), Frequency-Based Worth (FBW) for the frequency (probability) of scenarios, and Consequence-Based Worth (CBW) for the consequences of scenarios. To assess the effectiveness of these measures, a static PRA using the event tree method and a dynamic PRA using the continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) method are performed on a simplified reliability model. The results indicate that the proposed measures facilitate a comprehensive risk importance evaluation, incorporating resilience effects (the time margin) and consequence mitigation, alongside traditional frequency-based evaluations. This advancement is anticipated to improve the utilization of risk information derived from dynamic PRA.
廣内 淳; 鯨岡 郁雄; 高原 省五; 高田 モモ*; Schneider, T.*; 甲斐 倫明*
Journal of Radiological Protection, 44(2), p.021510_1 - 021510_10, 2024/06
被引用回数：3 パーセンタイル：65.33(Environmental Sciences)リスクに基づく放射線防護基準の根拠を検討する際には、統計的なベンチマークデータが必要である。これまでは、英国王立協会のリスク評価研究がベンチマーク統計として用いられてきたものの、1983年のデータであり、最近の医療インフラや生活水準に関するデータが反映されていない。そこで本研究では、ベンチマークデータとしてベースラインがん罹患率と死亡率に着目し、33か国のデータを比較した。ここでは、各国のがん罹患率と死亡率のデータを用いて計算した生涯死亡リスクと生涯罹患リスク、障害調整生存年(DALYs)を算出し、各国でそれらの値を比較した。結果の一つとして、すべての固形がんの生涯死亡・罹患リスクとDALYsは、国によって男性で2-4倍、女性で2-3倍の差が見られた。また、これらの値は発展途上国ほど低いことが示された。本研究では、ベースラインのがん死亡・罹患率に基づく健康リスクを、放射線によるがんリスクと比較する際の基準とすべきであると提案した。
上出 英樹; 浅山 泰; 若井 隆純; 江連 俊樹; 内堀 昭寛; 久保 重信; 竹内 正行
Nuclear Engineering and Design, 421, p.113062_1 - 113062_10, 2024/05
被引用回数：5 パーセンタイル：82.12(Nuclear Science & Technology)本報告では、設計支援解析評価手法の開発を通じて、プラントライフサイクル、リスクインフォームドアプローチ、持続可能性を考慮した日本のナトリウム冷却高速炉開発の進捗について、ARKADIAライフサイクル評価・設計支援システム、シビアアクシデント、自然循環、ナトリウム化学反応を対象とする安全設計・評価、リスクインフォームドアプローチをベースとした新しい規格基準体系、燃料サイクル技術の開発にかかる成果をまとめた。
嶋田 和真; 櫻原 達也*; Farshadmanesh, P.*; Reihani, S.*; Mohagehgh, Z.*
Annals of Nuclear Energy, 197, p.110243_1 - 110243_12, 2024/03
被引用回数：3 パーセンタイル：31.60(Nuclear Science & Technology)本研究は、原子力発電所に対するレベル3確率論的リスク評価(PRA)において住民の避難行動を設定する際の主観的な専門家判断を回避したレベル3PRA手法を開発する。そのために、交通シミュレーションコードMATSimで出力した避難速度をレベル3PRAコードMACCSに入力した。さらに、道路封鎖を検討する箇所の優先順位を設定するために、自然災害リスク評価コードHAZUSを用いて地震による道路封鎖リスクを評価する手法を開発した。そして、米国原子力規制委員会が実施した最先端の原子炉事故影響研究において採用されたSequoyah原子力発電所のケーススタディに対して、住民の避難経路と放射線被ばく線量の関係を評価した。その結果、地震封鎖リスクは小さいが、封鎖されると住民の被ばく線量が増加する避難経路を見出した。この結果は、提案するレベル3PRA手法が避難経路を強化する意思決定を支援することを示した。
田川 明広
放射線(インターネット), 49(1), p.2 - 4, 2024/03
2011年3月11日に東日本大震災が発生し、東京電力福島第一原子力発電所の事故により福島県をはじめ、汚染が広範囲に拡大した。国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(JAEA)では、3月11日当日に茨城県百里基地から自衛隊のヘリコプターで大熊町オフサイトセンターに職員を派遣したところから活動を開始し、発電所作業員や福島県民の身体サーベイ、健康相談電話窓口、住民一時帰宅対応、環境放射線モニタリングなどへの専門家派遣等々の活動を展開1)してきた。その後、リスクコミュニケーションや除染活動等、発災から1年程度に行った様々な出来事を振り返り、JAEAが何を実施してきたのかを2023年放射線夏の学校(以下、「夏の学校」という)で紹介した。
二神 敏; 山野 秀将; 栗坂 健一; 氏田 博士*
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。
