原子力科学研究所における航空機落下確率に関する評価について

神川 豊; 鈴木 真琴; 安掛 寿紀; 村上 貴彦; 森田 祐介; 椎名 秀徳; 福島 学; 平根 伸彦; 大内 靖弘

JAEA-Technology 2023-030, 57 Pages, 2024/03

JAEA-Technology-2023-030.pdf:1.93MB

航空機落下事故に関するデータが原子力規制庁により更新されたことに伴い、原子力科学研究所における航空機落下確率を再評価するため、経済産業省原子力安全・保安院「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について(内規)」に基づき評価を行い、原子力科学研究所の各施設における航空機落下確率を評価した。評価の結果、航空機落下確率の総和は最大となる放射性廃棄物処理場において 5.6810回/(炉・年))であり、航空機落下を「想定される外部人為事象」として設計上考慮する必要があるか否かの基準である 10回/(炉・年))を超えないことを確認した。

安全研究・防災支援部門が実施する今後の安全研究の方向性(令和3年度版)

安全研究・防災支援部門 企画調整室

JAEA-Review 2021-019, 58 Pages, 2021/11

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第4期中長期目標の指示を受けて日本原子力研究開発機構は第4期中長期計画を新たに策定し、これに従って令和4年度から業務を進めることになる。これを受けて、安全研究・防災支援部門では、「原子力安全の継続的改善及び原子力防災の実効性向上」に貢献する安全研究の戦略の見直しを検討するとともに、これに基づく中長期的な安全研究の進め方を議論した。この際、部門における今後の人材育成及び研究能力維持の観点で、シニア・中堅研究者の有する知識及び技術を若手研究者に継承する方策についても議論した。検討した戦略の見直し案では、(1)原子力安全に関わる情勢を踏まえた重要度やニーズを意識した課題対応型研究と、今後の規制動向や新技術の導入を見据えた先進・先導的研究の双方を効率的かつ効果的に展開すること、(2)リスク情報等を活用した合理性の高い安全確保及び規制のための方策を積極的に提案するなど、社会への実装を目指して質の高い研究成果を創出すること、(3)新たな研究課題への取組を通して安全研究・防災支援分野における人材育成及び技術基盤維持を図ることを柱として掲げている。本報告書は、中長期的な安全研究の戦略及びこれを受けた研究計画に関する検討の結果についてとりまとめたものである。

日本原子力研究開発機構における2020年度新原子力規制検査制度に対応するための新たな保安・保全・品質管理活動体制の導入

曽野 浩樹; 助川 和弘; 野村 紀男; 奥田 英一; 保全計画検討チーム; 品質管理検討チーム; 検査制度見直し等検討会

JAEA-Technology 2020-013, 460 Pages, 2020/11

JAEA-Technology-2020-013.pdf:13.46MB

2020年4月1日施行の原子炉等規制法及び関係法令に基づき行われる新しい原子力規制検査制度(新検査制度)の導入準備として、日本原子力研究開発機構(原子力機構)所管の新検査制度対象7事業施設(研究開発段階発電用原子炉施設,再処理施設,加工施設,廃棄物管理施設,廃棄物埋設施設,試験研究用原子炉施設及び核燃料物質使用施設)を対象に、それら施設の多様性,特殊性及び類似性を考慮しつつ、原子力規制検査に対応するための運用ガイド6種「保全文書ガイド」,「独立検査ガイド」,「溶接検査ガイド」,「フリーアクセス対応ガイド」,「PI設定評価ガイド」及び「CAP対応ガイド」を策定した。また、新検査制度下での品質マネジメントシステム及び保安規定の改定案を検討し、原子力機構内で典型的な規定類のひな形として取りまとめ、新たな保安・保全・品質管理活動体制の導入を完了した。規制当局及び事業者ともに新検査制度の運用に係る細部の調整は、新検査制度本運用後(2020年4月以降)も継続していることから、今後の本運用の実施状況とその調整結果を踏まえ継続的・段階的に改善していくこととする。

Evaluation of the radiation effects of residents living around the NSRI under the external hazards

求 惟子; 秋山 佳也; 村尾 裕之

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)は、TRIGA-ACPR型(Annular Core Pulse Reactor:円環炉心パルス炉; GA社製)の研究炉で、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。福島第一発電所の事故後の新規制基準において、研究炉は施設のリスクに応じた規制(グレーデッドアプローチ)が行われている。グレーデッドアプローチを適用するにあたってNSRR施設のリスクレベルを明らかにするため、外的事象によって受ける周辺の公衆の放射線影響について評価した。そのうち、地震及び地震に伴って発生する津波並びに竜巻によってNSRRの安全機能を喪失した場合の影響評価の結果について報告する。評価の結果、地震及びそれに伴って発生する津波並びに竜巻よってNSRRの安全機能を喪失した場合においても、周辺の公衆の実効線量が5mSv/eventを下回ることから、NSRR施設のリスクが小さいことを確認した。

Structure reform and special economic zone in large helium liquifier complex for the 4th generation ERL light source

峰原 英介

Proceedings of 2nd Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 30th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.200 - 201, 2005/07

第4世代ERL放射光の実現には、2K極低温に冷却された500m長の超伝導空洞とこれを冷却する大型極低温冷凍機が必要である。この運転は半永久無昇温運転により無故障運転を実現するとしても、この全系の完成前の保守と建設は現在の高圧ガスの規制の下では極めて高価であり、故障の元となる非合理な作業が多く、また大量の労力が必要な膨大な申請書類の処理が必要となる。これを解決するため、構造改革経済特区の実現を図る予定である。このほか放射光施設での非合理な規制解消を併せて図る予定である。

Criticality safety studies related to advisory material for the IAEA regulations

奥野 浩; 酒井 友宏*

Proc. of PATRAM'98, 1, p.217 - 223, 1998/00

1996年版IAEA放射性物質安全輸送規則の助言文書に関する臨界安全研究を集約した。UO-HO及びPuO-HO燃料濃度についての小さな変動の有無に伴う臨界計算を摂動理論に基づき与えた。5%の燃料濃度の変化が、最大で0.4%k/kの中性子増倍率の増大を与えうることを示した。燃料の非均質効果を低濃縮度UO燃料粒子の配列が水没している系で調べた。直径50mの燃料粒子の場合、中性子増倍率の相対的増加割合は0.1%k/k未満であった。水の孤立化厚さを反射体因子を用いて論じた。反射体因子は、孤立材厚さが無限の場合に対する、有限厚さの孤立材付き燃料の中性子増倍率の相対的増加割合として定義された。30cmが、水の孤立化厚さについての実用値であると認識された。

Near surface disposal of very low level waste generated from reactor decommissioning and related safety requirements

大越 実; 吉森 道郎; 阿部 昌義

Planning and Operation of Low Level Waste Disposal Facilities IAEA-SM-341/70, 0(0), p.416 - 425, 1997/00

将来の商業用発電炉の解体を円滑に進めるためには、解体に伴って大量に発生する放射能レベルの極めて低い放射性廃棄物を安全かつ合理的に処分することが重要である。このため、放射能レベルが極めて低いコンクリート廃棄物を埋設処分する際の安全確保の考え方等が、原子力安全委員会等において定められている。原研においては、上記の安全確保の考え方等に基づいて、放射能レベルが極めて低いコンリート廃棄物を安全に浅地中処分することができることを実証するために、JPDRの解体に伴って発生した廃棄物を東海研の敷地内において埋設し、試験を行っている。本講演においては、原子力安全委員会等が定めた安全確保の考え方等を紹介すると共に、本廃棄物埋設施設の概要、操業経験、モニタリング計画、周辺環境への影響評価解析結果等について報告する。

Proceedings of the Second Workshop on Residual Radioactivity and Recycling Criteria jointly sponsored by the United States Environmental Protection Agency, the Office of Radiation and Indoor Air and Japan Atomic Energy Research Institute, November 9-11, 1994, Tokai, Japan

山本 英明; J.A.Mackinney*

JAERI-Conf 95-015, 354 Pages, 1995/07

JAERI-Conf-95-015.pdf:12.64MB

原研と米国環境保護庁との間の放射線防護分野における研究協力の取決めに基づき、残留放射能・再利用規準に関する第2回ワークショップが1994年11月9日から11日までの3日間東海研究所で開催された。本報文集は同ワークショップの29件の発表論文及び討論内容を収録したものである。

Current trends in severe accident research

早田 邦久; 久木田 豊; 藤城 俊夫; 杉本 純; 山野 憲洋

Int. Conf. on New Trends in Nuclear System Thermohydraulics,Proc,Vol. II, 0, p.3 - 8, 1994/00

シビアアクシデントに関する研究は、主として1979年のTMI-2事故を契機として開始され、さらに1986年のチェルノブイル事故により加速された。この15年間の研究により、シビアアクシデントに関する現象論の理解はより進み、また解析的手法の開発・改良も進展した。シビアアクシデントに関する知見や経験を規制、確率論的安全評価、アクシデントマネジメント方針の検討、及び将来型原子炉の開発に適用する試みがなされている。本論文では、シビアアクシデント研究の動向について記述している。

Policy and regulation for decommissioning reactors in Japan

星 蔦雄

IAEA-SR-179, 15 Pages, 1992/00

原子炉の老朽化に伴い原子炉施設の廃止措置は今後重要な課題となりつつある。我国の廃止措置のあり方については、原子力委員会が長期計画の中で基本方針を示した。それによると、原子炉施設は跡地の有効利用を図るため解体撤去方式が望ましいこと、必要なR&Dを進めること等の考えを示し、現在とくに発電炉に対する基本手順等の検討とJPDRにおける技術開発等が進められている。規制については、原子炉等規則法のもとに解体届の提出が義務づけられているが、原子力安全委員会は安全確保の一そうの向上の面から指針が示され、これらはJPDRの解体実施計画の中へ反映され、各種のデータ取得とともに妥当性の評価が行われている。このように、我国は原子炉廃止措置に対しては実経験も含めて世界的に進んだ原子炉廃止措置に対しては実経験も含めて世界的に進んだ状況にあることから、とくに実状を中心に発表する。