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論文

福島第一原子力発電所における冷温停止状態達成過程に着目した教訓導出

吉澤 厚文*; 大場 恭子; 北村 正晴*

人間工学, 54(3), p.124 - 134, 2018/06

東日本大震災に端を発し、東京電力福島第一原子力発電所は、放射性物質を大量に放出する過酷事故となったが、その後冷温停止状態を達成した。しかし、福島第一原子力発電所事故に関するさまざまな機関による調査報告書は、事故に至った過程に着目している一方で、事故の拡大の防止や被害の減少についてはほとんど着目していない。本研究は、福島第一原子力発電所の3号機における、冷温停止状態達成までの過程に着目した。公開データに基づき、事故の発生から冷温停止状態達成に至るまでの時列を整理し、それらを人間工学的視点によって行為群を分類した上で、状況の回復に重要な意味をもつ対処をm-SHELモデルを援用して分析した。このようなアプローチにより、状況の回復に必要な行為に関する新たな教訓を得た。

論文

福島第一原子力発電所事故対応の分析に基づいたSafety-IIの概念活用による安全性向上のための研究

吉澤 厚文*; 大場 恭子; 北村 正晴*

人間工学, 54(1), p.1 - 13, 2018/02

複雑化した社会技術システムの安全を確保する概念として、Hollnagelは2種類のアプローチを提言している。すなわち、リスクを低減するSafety-I並びに成功を拡張するSafety-IIという安全の概念である。また、Safety-IIを具現化する手法としてレジリエンスエンジニアリングが提唱されている。本研究は、これまで失敗や過誤に注目して分析されてきた福島第一原子力発電所事故対応の「さらなる事故進展を食い止めた」側面に着目し、レジリエンスエンジニアリングを用いて3号機の注水回復の事例を分析した。その結果から、既存の事故調査の事故対応の捉え方と異なった視点をもつ安全性向上の学習の在り方を明らかにした。

論文

高温工学試験研究炉(HTTR)の内部構造を可視化成功; ミューオンを利用した非接触・非破壊検査技術

高松 邦吉

非破壊検査, 65(5), p.207 - 210, 2016/05

特願 2010-166333   公報

福島第一原子力発電所の事故前、宇宙線ミューオンを使って原子番号の違いを検出できないか検討した結果、散乱法を用いた宇宙線ミューオンの可視化技術は、黒鉛ブロック、原子炉圧力容器、ウラン(燃料体)、空気を識別することができた。また、福島第一原子力発電所の事故後、燃料デブリの状況を把握するため、透過法を用いた宇宙線ミューオンの可視化技術を提案した結果、原子力機構のHTTRの原子炉圧力容器(RPV)および原子炉格納容器(CV)の外側から、炉心および炉内構造物を可視化することができた。

論文

福島第一原子力発電所事故に関する放射線防護上の課題と提言

山外 功太郎

技術士, 27(11), p.8 - 11, 2015/11

福島第一原子力発電所事故に関する事故調査報告書が、政府, 国会, 民間, 東京電力から相次いで発表された。日本保健物理学会は、これらの報告書を放射線防護の視点で検証し、第二期提言報告書として国内外社会に向けて発表した。これらの報告書から見出された放射線防護上の課題とは何か?原子力事故時における放射線防護体系の目指す方向性とは何か?これらの検証の結果、現在の原子力防災体制に多くの課題が存在することが見出された。

報告書

アスファルト固化処理施設火災爆発事故の原因究明結果について(技術報告)

小山 智造; 藤田 秀人; 大森 栄一; 加藤 良幸; 鈴木 弘; 柴田 淳広; 重留 義明

JNC-TN8410 99-027, 423 Pages, 1999/12

JNC-TN8410-99-027.pdf:22.46MB

東海再処理施設のアスファルト固化処理施設において、平成9年3月11日に火災爆発事故が発生した。事故直後から、現場の状況把握・閉じこめ機能の回復・事故の拡大防止に努めるとともに、事故原因の究明のため精力的に調査検討を行ってきた。事故発生後2年間に及ぶ原因究明作業により、事故の原因をほぼ特定するに至った。主たる火災発生原因は、エクストルーダにおける物理的な発熱によりアスファルト混合物がドラムに充てんされる際の温度が異常に高温となったことである。この結果、充てん後の固化体中で緩やかな化学反応が継続し蓄熱発火に至った。エクストルーダ内における物理的な発熱は、エクストルーダに廃液を供給する速度を通常より低速にしたことにより発生した。爆発原因は、火災により換気機能が停止したアスファルト充てん室(R152)内にアスファルト固化体から放出された可燃性ガスが充満し、そこでアスファルト固化体の発火が起きたことによる。本報告ではこれらの事故原因を中心に、事故前・後の施設の状況、事故により放出された放射性物質の量、及び究明活動の結果得られた教訓を示す。

報告書

アスファルト固化処理施設火災爆発事故の中期的課題の対応; 充てん室内火災のシミュレーション

三浦 昭彦; 鈴木 美寿

JNC-TN8410 99-046, 35 Pages, 1999/10

JNC-TN8410-99-046.pdf:7.29MB

アスファルト固化処理施設火災爆発事故調査委員会において、爆発が生じた午後8時過ぎにアスファルト充てん室(R152)内において2回目の火災が起こったと結論づけられている。本報告は爆発後に発生した2回目の火災に注目し、アスファルト充てん室内の火災シミュレーションを実施した結果についてまとめたものである。火災シミュレーションを実施するため過去に行われた、燃焼・消火実験のデータを参考に充てん室モデルを作成し、気流温度・ふく射強度等を算出し、このデータを用いてエクストルーダ排出管(ゾーン8)への熱的影響および発火したドラムに隣接するドラムへの熱的影響を解析により求めた。この結果、爆発後にはじめに発火したドラムが30バッチで充てんされたドラムであると推定した。さらに、火災からのふく射により隣接するドラムは熱的に大きな影響を受けないため、発火したドラムは火炎により温度が上昇し熱暴走反応を引き起こしたのではなく、発火した29バッチ以降のドラムは全て高温で充てんされたものと推定できる結果を得た。

報告書

もんじゅナトリウム漏えい事故の原因究明; ナトリウム漏えい燃焼実験, I

川田 耕嗣; 大野 修司; 三宅 収; 寺奥 拓史; 宮原 信哉; 田辺 裕美

PNC-TN9410 97-036, 243 Pages, 1997/01

PNC-TN9410-97-036.pdf:12.29MB

「もんじゅ」2次主冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の一環として、ナトリウムによる漏えい速度・漏えい形態の確認実験、ナトリウム漏えい燃焼実験-I、ナトリウム漏えい燃焼実験-IIを順次実施した。本報告は、この内のナトリウム漏えい燃焼実験-Iに関するものである。ナトリウム漏えい燃焼実験-Iは、換気空調ダクト、グレーチングでの漏えいナトリウムの燃焼および破損挙動、漏えいナトリウムの床ライナへの影響挙動を明らかにする目的で、大規模ナトリウム漏えい燃焼試験施設(SAPFIRE)の大型密閉試験装置(SOLFA-2)を用いて実施した。実験では、「もんじゅ」と同仕様の温度計と周囲の保温構造の一部、換気空調ダクトおよびグレーチングを実機と同様に設置し、また床面には実機の床ライナと同仕様の受け皿を設置し、漏えい事故室の機器構造・配置を部分的に模擬した。実験は、480$$^{circ}C$$のナトリウムを温度計から当初約4時間にわたって漏えいさせる予定であったが、排煙処理装置の排気流量低下のため約1.5時間で終了した。各部における燃焼挙動、破損挙動等はCCDカメラ、熱電対等を用いて確認した。ナトリウム漏えい燃焼実験-Iから、以下の結果を得た。(1)温度計からのナトリウム漏えい形態は、漏えい開始直後はフレキシブル管からの流線状の飛散後、換気空調ダクト上で跳ね返って液滴状燃焼になるのが観察された。(2)換気空調ダクトは、表面温度が約600$$sim$$約700$$^{circ}C$$の範囲であったが、「もんじゅ」で見られたような開口はなく、ダクト本体の破損は認められなかった。(3)グレーチングは、上面温度が約650$$sim$$約940$$^{circ}C$$の範囲で推移していたが、鋼板の一部に欠損や減肉が認められた。(4)床面に設置した受け皿の裏面温度は、約10分後に約700$$^{circ}C$$に達し、その後は約740$$sim$$約770$$^{circ}C$$で推移していたが、受け皿の破損はなく、最大約1mmの減肉が認められた。(5)受け皿上には、「もんじゅ」と同様にナトリウム酸化物が山状に堆積し、堆積物最下層からは、鉄とナトリウムの複合酸化物(Na4FeO3)が確認された。

報告書

40%出力試験中における2次主冷却系ナトリウム漏えい事故について(福井県等への第4報報告)

not registered

PNC-TN1440 96-024, 402 Pages, 1996/09

PNC-TN1440-96-024.pdf:18.78MB

平成7年12月8日、高速増殖原型炉もんじゅ(定格電気出力28万kW、以下「もんじゅ」という。)において発生した2次主冷却系ナトリウム漏えい事故については、事故発生後、動力炉・核燃料開発事業団(以下「動燃」という。)として徹底的な原因究明を全社体制で実施している。原因調査としては、漏えい現場状況の調査、漏えい時の運転操作に関する調査をはじめ、温度計破損についての各種試験及び解析による破損メカニズムの解明やナトリウム漏えい燃焼による影響調査、損傷材料の分析等を行うとともに、大洗工学センターにおいてナトリウム漏えい燃焼実験及び各種コードによる現象解析等を鋭意実施してきた。これまでの調査で、運転操作に係る反省点及び温度計破損の原因等が明らかになるとともに、ナトリウム漏えい燃焼による換気ダクト、グレーチング、床ライナー、コンクリート等への影響並びにナトリウム化合物(エアロゾル)の拡散状況等が明らかになってきたことから、これら調査結果の成果を中間的に取りまとめて報告する。また、原子炉設置許可申請書の「2次冷却材漏えい事故」の考え方やその基礎となる研究成果、安全解析結果と今回の事故との比較を行った。

報告書

「もんじゅ」ナトリウム漏えい事故の原因究明対策班作業関連資料温度計ウェルに作用する流体力と乱流振動応答の評価

山口 彰

PNC-TN9420 96-049, 15 Pages, 1996/07

PNC-TN9420-96-049.pdf:0.34MB

1995年12月8日に発生した「もんじゅ」2次主冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明作業の一環として実施した,温度計ウェルに作用する流体力と乱流振動応答の評価の結果をまとめて報告した。内容は以下の事項を含む。1)温度計ウェルで考慮すべき荷重,2)乱流励振力のパワースペクトル,3)乱流振動による変位応答,4)乱流振動による応答変位と不確定幅,5)まとめ。結論として,乱流振動による変位応答は渦放出に伴う振動による変位振幅と比較して十分に小さな値となり,ウェル破損の要因とはなり得ないとした。

報告書

「もんじゅ」ナトリウム漏えい事故の原因究明対策班作業関連資料ASME Codeにおける単一管の流力振動の防止指針について

岩田 耕司

PNC-TN9420 96-048, 10 Pages, 1996/07

PNC-TN9420-96-048.pdf:0.29MB

1995年12月8日に発生した「もんじゅ」2次主冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明に関連して,ASME Codeにおける単一管の流力振動の防止指針についてまとめた。本報告では,防止あるいは抑制すべき渦励起振動のうち揚力方向振動とインライン振動を調査し不安定振動についてまとめた。またASME Code Sec.IIIApendix Nにおける動的解析法の取扱いについて調べた。

報告書

高速実験炉「常陽」運転経験報告書; 2次主冷却系統機器台帳総括

寺野 壽洋; 田村 政昭; 照沼 誠一

PNC-TN9410 91-325, 71 Pages, 1991/10

PNC-TN9410-91-325.pdf:1.74MB

高速実験炉「常陽」の2次主冷却系統設備は、昭和51年1月のナトリウム初充填から平成2年1月の原子炉熱出力 100Mw第20サイクルまで、約 123,000時間の運転実績を得た。この間の原子炉運転時間は約40,190時間となり、2次主循環ポンプは約96,000時間、主送風機は約 700時間もの運転実績を得ることができた。本報告書は、2次主冷却系統設備の運転実績および2次主循環ポンプの運転実績、補修履歴、主送風機の運転実績などをまとめたものである。

口頭

宇宙線ミュオンによる原子炉非破壊検査

高松 邦吉

no journal, , 

福島第一原子力発電所の事故前、宇宙線ミューオンを使って原子番号の違いを検出できないか検討した結果、散乱法を用いた宇宙線ミューオンの可視化技術は、黒鉛ブロック、原子炉圧力容器、ウラン(燃料体)、空気を識別することができた。また、福島第一原子力発電所の事故後、燃料デブリの状況を把握するため、透過法を用いた宇宙線ミューオンの可視化技術を提案した結果、日本原子力研究開発機構の高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器(RPV)および原子炉格納容器(CV)の外側から、炉心および原子炉内構造物を可視化することができた。

口頭

高温工学試験研究炉(HTTR)の内部構造を可視化; ミューオンを利用した非接触・非破壊検査技術

高松 邦吉

no journal, , 

福島第一原子力発電所の事故前、宇宙線ミューオンを使って原子番号の違いを検出できないか検討した結果、散乱法を用いた宇宙線ミューオンの可視化技術は、黒鉛ブロック, 原子炉圧力容器, ウラン(燃料体), 空気を識別することができた。また、福島第一原子力発電所の事故後、燃料デブリの状況を把握するため、透過法を用いた宇宙線ミューオンの可視化技術を提案した結果、原子力機構のHTTRの原子炉圧力容器(RPV)および原子炉格納容器(CV)の外側から、炉心および炉内構造物を可視化することができた。

口頭

レジリエンスエンジニアリングによる事故調査の評価と考察,1; 福島第一原子力事故からの教訓の導出

吉澤 厚文*; 大場 恭子; 北村 正晴*

no journal, , 

レジリエンスエンジニアリングによる事故調査の評価と考察(I) -福島第一原子力事故等からの教訓の導出- 福島第一原子力発電所事故に関しては、これまで多くの事故調査報告書が出されている。しかし、それらは現場で対応している多くの行為群のうち、事態の悪化に結びついた行為群に目を向けた分析になっている。人間工学の目標である「システムにおける人間と他の要素のインタラクションを理解」するには視点の更なる多様化が望まれる。本研究は、レジリエンスエンジニアリングの手法を参照し、事態の一層の悪化を防いだ行為群を明示し、それらを可能とした要因を明らかにして、人間工学が目標とする理解や学習につなげる教訓を導出する。

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