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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：0 パーセンタイル：0.00(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.
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：0 パーセンタイル：0.00(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。
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.
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。
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：2 パーセンタイル：79.59(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：0 パーセンタイル：0.00(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：1 パーセンタイル：25.62(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。
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。
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：0.00(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。
