シビアアクシデント評価研究グループ

本研究グループでは、原子力施設のもつ潜在的なリスクに関する情報を活用した合理的で透明性の高い規制の構築を支援するため、原子力施設のリスクを評価する確率論的安全評価(PSA)手法の高度化・開発整備を行うとともに、原子力施設の緊急事態における防災対策の実効性向上を目指した技術的課題の検討を行っています。

(1)PSA手法の高度化・開発整備

原子力施設を対象としたリスク情報の規制への活用を実施する上では、リスク評価結果に付随する不確実さの大きさや不確実さに寄与する要因を明らかにすることが重要な課題です。そのため、不確実さの評価の手法整備やその高度化を目指すとともに、国の安全規制の枠組みやその構築に参考となるような技術的な基礎情報の検討を実施しています。また、原子力発電施設に続き、核燃料サイクル施設のリスクを評価するためリスク評価手順を整備するとともに、事故時の影響評価に必要な放射性物質の放出割合等の基礎的データを収集・分析しています。さらに、海外の原子力施設で起きた事故・故障を調査し、安全性に係わる課題の抽出やリスクの傾向の分析を行い、原子力施設の安全性向上に役立てています。

(2) 防災計画策定の支援に関する研究

国や地方公共団体は、原子力緊急事態における防災対策を実施するための防災計画を整備しています。この研究では、防災対策がより実効性の高いものになるよう、防災計画の策定のための技術的ガイダンスや緊急事態対応時の専門家の判断を支援するための技術マニュアル等を整備するため、IAEA等の国際機関や諸外国における原子力防災の最新動向を調査、分析するとともに、PSAや環境影響評価の手法を活用して、緊急時における判断基準や各種防護対策の防護指標(線量)、範囲、実施時期等の技術的課題の検討を行っています

図1
図1:軽水炉プラントに対するソースタームの不確実さ評価手順と評価例

ソースタームの不確実さ評価手順は、4つのステップからなります。本手順では、現象分析やプラント内における放射性物質の移行挙動の分析から、I. ソースターム評価結果に重要な影響を及ぼす可能性のある因子(不確実さ因子)を抽出し、次にII. 各因子のバラツキを表現できる代表的なパラメータ(変動パラメータ)を選定します。そして、III. 現象分析や専門家判断など既存の知見から変動パラメータの確率分布を検討して、IV. モンテカルロ法による不確実さ伝播解析を実施することにより、パラメータの不確実さに起因するソースタームに伝播する不確実さを評価します。<未来を拓く原子力2007より>

図2
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図2:MOX燃料加工施設のPSA実施手順の概要と評価例

MOX燃料加工施設を含む核燃料サイクル施設では、核燃料などの放射性物質が各工程や保管箇所等に分散して存在し、多様な事故が想定されます。このため、開発したPSA実施手順では、施設全体から潜在的な異常事象候補をできるだけ多く見つけ出し、その中からリスク上重要と考えられる異常事象を選別する「概略的なPSA」と、選別した異常事象を対象に、原子炉施設とほぼ同様な手法によりリスク評価を行う「より詳細なPSA」の2段階で構成されています。<未来を拓く原子力2006より>

図3
図3:米国の原子力発電所で見つかったPWSCCの発生箇所

一次冷却水応力腐食割れ(PWSCC)という現象は、1990年代初頭から確認されてきましたが、原子炉の安全性にとって緊急の課題ではないとの認識でした。しかし、2000年代に入ってからその発生が顕著に認められるようになっています。この図は、1999年から2005年にかけて米国の原子力発電所で見つかったPWSCC事例を分析し、それらがどこの部分で起こっているかを示したものです。この図からわかるように、PWSCCは、原子炉圧力容器上蓋に取り付けられている制御棒駆動機構(CRDM)ノズル部で多く発生しており、これは、この箇所の温度が最も高いことによるものと考えられています。その他のところも比較的温度の高い部分であり、PWSCCが高温の条件下で起こり易い傾向にあることを示しています。<未来を拓く原子力2008より>

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