令和3年度研究開発・評価報告書 研究開発課題「原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究」(事後評価・事前評価)

安全研究・防災支援部門 企画調整室

JAEA-Evaluation 2022-008, 68 Pages, 2022/11

JAEA-Evaluation-2022-008.pdf:2.01MB
JAEA-Evaluation-2022-008-appendix(CD-ROM).zip:64.08MB

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)、この大綱的指針を受けて策定された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成29年4月1日文部科学大臣最終改定)、機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、令和2年4月22日改正)等に基づき、令和3年10月12日に「原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究」に関する事後・事前評価を安全研究・評価委員会(以下、「評価委員会」という。)に諮問した。評価委員会は、平成27年4月から令和4年3月まで(見込みを含む)の第3期中長期目標期間における研究開発実績及び令和4年度以降の第4期中長期目標期間(令和4年度から7年間)における研究開発の実施計画に関する説明を機構から受け、第3期中長期目標期間における研究開発の実施状況及び第4期中長期目標期間における研究開発の実施計画について、評価委員会において定めた方法に従って評価を実施した。その結果、第3期中長期目標期間における研究開発成果については総合評価としてA評定、第4期中長期目標期間における研究開発の実施計画についてはおおむね妥当であるとの評価となった。これらの評価結果を事務局が集約し、委員の確認を経て答申書として取りまとめた。機構は、答申書に記載された評価委員会からの要望や改善点に関する意見に対し、その対処方針を策定し、機構の措置として取りまとめた。本報告書は、評価委員会から提出された評価結果(答申書)、機構の措置及び評価委員会に提出した資料を、安全研究・防災支援部門企画調整室が事務局としてまとめたものである。

「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」活動状況中間報告(2019年9月2020年9月)

与能本 泰介; 中島 宏*; 曽野 浩樹; 岸本 克己; 井澤 一彦; 木名瀬 政美; 長 明彦; 小川 和彦; 堀口 洋徳; 猪井 宏幸; et al.

JAEA-Review 2020-056, 51 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-056.pdf:3.26MB

「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」は、原子力科学研究部門、安全・核セキュリティ統括部、原子力施設管理部署、安全研究・防災支援部門の関係者約10名で構成され、機構の施設管理や規制対応に関する効果的なグレーデッドアプローチ(安全上の重要度に基づく方法)の実現を目的としたグループである。本グループは、2019年の9月に活動を開始し、以降、2020年9月末までに、10回の会合を開催するとともに、メール等も利用し議論を行ってきた。会合では、グレーデッドアプローチの基本的考え方、各施設での新規制基準等への対応状況、新検査制度等についての議論を行なうとともに、各施設での独自の検討内容の共有等を行っている。本活動状況報告書は、本活動の内容を広く機構内外で共有することにより、原子力施設におけるグレーデッドアプローチに基づく合理的で効果的な安全管理の促進に役立つことを期待し取りまとめるものである。

Effects of -radiation on a direct disposal system for spent nuclear fuel, 2; Review of research into safety assessments of direct disposal of spent nuclear fuel in Europe and North America

北村 暁; 高瀬 博康*; Metcalfe, R.*; Penfold, J.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.19 - 33, 2016/01

https://doi.org/10.1080/00223131.2015.1014874

使用済燃料の再処理を経て生成するガラス固化体の地層処分だけでなく、使用済燃料そのものを深地層中に処分(直接処分)する可能性について、日本の地層処分計画において検討される可能性が出てきている。使用済燃料の直接処分においては、廃棄体中の放射濃度が高く、放射線による影響も高くなる。放射線による影響の可能性の具体例としては、キャニスターの腐食量が増える、放射線によって地下水が変質することで酸化性化学種が生成し還元型地下水が酸化される、使用済燃料の溶解速度が上昇するといったことが挙げられる。このことから、ガラス固化体の地層処分では問題とならないと思われる放射線による影響について、使用済燃料の直接処分の安全評価では考慮することが必要となる。安全評価における線照射影響に特に注目して、本研究では直接処分を計画している日本以外の国々の安全評価をレビューした。本レビューは、日本における直接処分の安全評価に適切な論点を明確にした。

安全研究専門部会総括評価結果報告書

研究評価委員会

JAERI-Review 2005-018, 45 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-018.pdf:4.39MB

研究評価委員会は、原子力二法人統合により設立される新法人での事業の開始に向け、中期計画作成の参考とするため、「日本原子力研究所における研究開発評価の基本指針」及び「研究所評価委員会及び研究評価委員会規程」に基づき、8名の外部専門家で構成される安全研究専門部会を設置し、安全研究に関して原研から新法人へ引き継がれると想定される事業について、総括評価を実施した。安全研究専門部会は、平成16年6月から平成16年8月にかけて、当該部門の評価活動を実施した。評価は、事前に提出された評価用資料及び専門部会会合(平成16年7月27日開催)における被評価者の説明に基づき、研究評価委員会によって定められた評価項目,評価の視点,評価の基準に従って行われた。同専門部会が取りまとめた評価結果報告書は、平成16年12月1日に行われた研究評価委員会会合に提出され、審議された。審議の結果、研究評価委員会は、この評価結果を妥当と判断した。本報告書は、その評価結果である。

原研-サイクル機構合同安全研究成果報告会講演集; 2003年3月7日,東京

原研-サイクル機構合同安全研究成果報告会合同事務局

JAERI-Conf 2003-013, 110 Pages, 2003/08

JAERI-Conf-2003-013.pdf:10.97MB

平成17年度に予定されている原研及びサイクル機構の統合を踏まえ、両機関が実施している安全研究の最近の成果を報告するとともに、安全研究の進め方等に関する各界の意見を今後の研究に資することを目的として、2003年3月7日に東京で合同の研究成果報告会を開催した。報告会では、松原原子力安全委員会委員長代理の特別講演の後、成果の概要,各分野の安全研究の成果を、原研及びサイクル機構から報告をした。最後に、木村原子力安全委員会原子力安全研究専門部会長の議長により総合討論を行った。報告及び総合討論を通じ、新法人における安全研究の進め方として、安全研究を主要業務の一つに位置づけること,国の資金確保による中立性の確保等の重要性について、参加者間でほぼ共通の認識が得られた。本報告書は、上記合同報告会における特別講演,報告,質疑応答,総合討論及び使用されたOHPを取りまとめ、講演集としたものである。

A Proposal to asian countries with operating research reactors for making nuclear criticality safety benchmark evaluations

小室 雄一

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(6), p.548 - 554, 2000/06

https://doi.org/10.3327/jnst.37.548

1992年、米国エネルギー省は臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトを開始した。その後、本プロジェクトは経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)の下での国際的な活動に形態を改め、活動を続けている。活動の成果は「国際臨界安全ベンチマーク実験ハンドブック」と題する文献にまとめられ、その内容は年々更新されている。ハンドブックには世界中のたくさんの施設で行われた臨界実験のデータが収められており、おもに、臨界安全評価手法の検証のための活用が期待されている。しかし、濃縮度20wt%のウラン燃料を用いて臨界実験のデータはまだない。本稿では、この濃縮度ギャップを埋めるため、濃縮度20wt%のウラン燃料炉心を有するアジアの研究炉の研究者に、実験データの提供を訴える。

Major topics of LWR safety research in Japan

市川 逵生; 鴻坂 厚夫; 藤城 俊夫

Proc. of the 9th Pacific Basin Nuclear Conf., Vol. 2, 0, p.583 - 588, 1994/00

日本における軽水炉安全研究は原子力研究の重要な研究分野の一つであり国の定める年次計画に基づき進められている。現在の主要な研究分野は、通常運転時及び事故時の燃料挙動研究、経年変化研究を含む構造健全性研究、事故時の熱水力研究、シビアアクシデント研究、確率的安全評価研究、人的因子研究等である。これら軽水炉安全研究における主要研究分野の現状を紹介する。

A Review of safety aspects of nuclear power plants in Japan

安藤 良夫*; 三島 良績*; 都甲 泰正; 川崎 正之; 村主 進; 竹越 尹*

Proc.Fourth Int.Conf.Peaceful Uses Atomic Energy, 3, 3, p.279 - 295, 1972/00

本論文は国内における原子力発電プラントの安全性に関する研究をまとめたものである。原子炉構造の安全性研究については、圧力容器の応力解析、低サイクル疲労解析、熱処理および照射によるぜい性破壊の評価および非破壊検査の研究について述べている。JPDR圧力容器の安全性研究については、圧力容器の炉内検査、モデル容器などの低サイクル疲労試験、腐食と疲労の重疊効果研究およびNDTTのモニタリング試験について述べている。軽水炉燃料の安全性研究については、被覆管の冷却材喪失時の機械的性質、熱サイクルの被覆管欠陥に及ぼす影響およびジルコニウム中の水素化物に及ぼす影響などについて述べる。さらに原子力施設の確率論的安全評価解析を行った結果についても述べている。

For continuous enhancement of nuclear safety; Personal research history and overview of Nuclear Safety Research Center of JAEA

中塚 亨

no journal, , 

The speaker's research was originally on advanced reactors, such as supercritical water-cooled reactor, reduced-moderation water reactor and high-temperature gas-cooled reactor. Following the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS), he has been working for the Nuclear Safety Research Center (NSRC). He is currently engaged in investigation of graded approach for the safety of nuclear facilities and in promotion of international collaboration on nuclear safety. One of the recent activities of NSRC is operating the OECD/NEA's "Analysis of Information from Reactor Buildings (RBs) and Containment Vessels (CVs) of FDNPS (ARC-F)" project. Objectives of the project are to consolidate experts' viewpoints that contribute to deeper understanding of the accident progression and status inside RBs and CVs, with analyzing information from the FDNPS and related programs, and to provide a function for sharing the information between Japanese organizations and international experts.