1 :
地震雷火事名無し(大阪府):
独立行政法人日本原子力研究開発機構(にほんげんしりょくけんきゅうかいはつきこう、Japan Atomic Energy Agency、略称:原子力機構、JAEA)は、
原子力に関する研究と技術開発を行う独立行政法人。
日本原子力研究所 (JAERI、略称:原研) と核燃料サイクル開発機構(JNC、略称:サイクル機構、旧動力炉・核燃料開発事業団 = 略称・動燃)を
統合再編して2005年10月に設立された。
http://www.jaea.go.jp/
原研の原子力安全性研究の現状(2002年)から
要旨
@炉心損傷事故時の死亡予測データはあった(全電源喪失とか格納容器損傷も予測済み)
A【住民の被ばく低減】と【防護対策実施に伴う経済的影響】を算出、比較するシステムも開発済みだった。
(命と経済を秤にかけるシステム)
執筆者(肩書きは2002年当時)
2.5 原子炉安全工学部安全評価研究室 村松 建
2.5.1 原子炉安全工学部安全評価研究室 本間 俊充
原子炉安全工学部安全評価研究室 吉田 一雄
原子炉安全工学部安全評価研究室 村松 建
2.5.4 原子炉安全工学部安全評価研究室 石神 努
本間俊充氏は今回メディアに出てきてたけど、こういうことだったみたい。
シビアアクシデント予測の専門家だった。
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@2.5.1 確率論的安全評価 にて
p.62に、炉心損事故時に、早期死亡確率と晩発性がん死亡確率と放出点からの距離の
関数グラフがあり、炉心損傷事故の想定として、全交流電源喪失:TB かつ水素燃焼や
格納容器壁貫通も想定している
グラフ 第2.5-5図 がそれ(p.76)
・Mark-U格納容器をもつ110万kW級BWR-5プラントを想定
・炉心損傷事故の想定データは、【シビアアクシデント解析コードTHALES-2】を使用
・公衆に対する被ばく線量評価及び健康影響評価は【確率論的環境評価コードOSCAAR】を実施
A2.5.4 原子力防災より(p.68〜)
"平成8年度から文部科学省からの受託調査「緊急時対策最適化評価手法調査」において
防護対策最適化システムの開発を進めてきた。
防護最適化システムは
a)防護対策実施時の住民の移動状況を模擬し、対策に要する時間や対策実施による被
ばく線量低減の度合いを推定する防護対策シュミレーションプログラム
b)放射線健康影響及び防護対策実施に伴う経済的影響を算定する影響評価プログラム
c)被ばく線量、健康影響、及び経済的影響のデータに基づいて、住民への影響を最小
とする防護対策を同定する防護対策最適化プログラム、
及び
d)これらのプログラムの入出力データを管理するデータベース
から構成される。平成11年度までに防護対策最適化システムを作成した。"
ソース
http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/37/002/37002403.pdf
2.5.1 確率論的安全評価
確率論的安全評価(PSA:Probabilistic Safety Assessment)は、対象施設で発生しうる事
故のシナリオを同定し、その発生頻度と公衆への影響を評価する体系的な手法である。
近年では、米国を中心に、安全規制や安全管理における意思決定を一層合理的に行うた
めに、リスク情報を役立てようとする、「リスク情報を参考とする規制(RIR:Risk
Informed Regulation)の考え方を導入する動きが進んでいる」
ソースターム評価では、我が国の代表的形式であるMark-U格納容器をもつ110万kW級
BWR-5プラントを想定し
代表的な5つの炉心損傷事故シーケンスグループ
・高圧系作動崩壊熱除去失敗:TW
・低圧系作動崩壊熱除去失敗:TQUV1E
・炉心注水失敗:TQUV
・全交流電源喪失:TB
・原子炉スクラム失敗:TC
各グループの代表的シーケンスについて、エナジェティックイベントを含む格納容器破
損モード
・過圧破損
・過温破損
・格納容器隔離失敗
・水素燃焼
・水蒸気爆発
・格納容器直接加熱(DCH)
・格納容器壁貫通
及び
・破損位置の相違
・格納容器ベント
・ドライウェル(D/W)スプレイ作動
など計10種類の格納容器機能喪失シナリオ
シビアアクシデント解析コードTHALES-2を用いたソースターム評価を実施
確率論的環境評価コードOSCAARで公衆に対する被ばく線量評価及び健康影響評価を実施
した。第2.5-5図に、炉心損傷シーケンス及び格納容器破損シナリオ毎に、個人の早期
死亡確率及び晩発性がん死亡確率(気象条件に関する期待値)を放出点からの距離の
関数として示す。
リスクの支配因子については、全集団線量の被ばく経路は
”長期の地表沈着外部被ばく”と
”食物摂取による内部被ばく”が支配的であり
5 :
地震雷火事名無し(大阪府):2011/08/29(月) 09:14:45.96 ID:/bzD0Ozq0
研究のための研究だからね。実際に役立てようっていう意識はないんじゃないかな。
820 地震雷火事名無し(チベット自治区)[sage] 投稿日:2011/08/28(日) 01:59:43.95 ID:gDT/UjIB0 [2/3]
>>790 そこに記されてる"防護対策最適化プログラム"は、今回作動させたのかな。
作動させたならどういう結果が得られてたんだろう。
827 地震雷火事名無し(大阪府)[sage] 投稿日:2011/08/28(日) 02:33:44.07 ID:Gyu4kl+j0 [3/3]
>>820 避難区域の設定に本間俊充氏が濃厚に関わってると言われるので
システムの結果を反映した可能性はあるかと。
> 「炉がまだ不安定で、何らかのアクションが必要。20ミリシーベルトを超える地域の人
>には移動してもらった方が、不要な被曝を避けられると判断した」。11日に開かれた
>原子力安全委員会の記者会見で、本間俊充・緊急事態応急対策調査委員は話した。
http://www.asahi.com/national/update/0411/TKY201104110575.html 829 地震雷火事名無し(チベット自治区)[sage] 投稿日:2011/08/28(日) 02:58:32.27 ID:gDT/UjIB0 [3/3]
>>827 アチコチ検索かけてみたが、足掛け4年のシステム開発にしては成果物の情報が乏しいね。
おそらくは緊急技術助言対応システム(科学技術庁・COSTA)の下位システムだと思うけど、
緊急時迅速放射能影響予測(SPEEDI)とかと連携するようになってると思う。
SPEEDIが後出しされたことから最適化システムとかも作動させてるとは考えられるねえ。
こういうのにこそ情報公開制度使って、何をやって何が得られたか何もやらなかったのか、
追求して欲しいね、マスコミよ。
これかな
EDAS 平常時及び事故時における周辺公衆の線量評価システム JAERI 03/09/17
2011年07月28日 18時32分43秒
東京電力 もんじゅ:過酷事故対策で検討委、自然冷却“お墨付き” 配管損傷、考慮せず /福井
日本原子力研究開発機構は27日、高速増殖原型炉「もんじゅ」について、東京電力福島第1原発事故を
踏まえたシビアアクシデント(過酷事故)への対応を確認する検討委員会(委員長・片岡勲大阪大大学院
教授、委員5人)の第2回会合を敦賀市内で開いた=写真。
全電源喪失事故の場合、ナトリウムの自然循環で炉心を冷やすとしており、機構は海外の複数の高速
増殖炉で自然循環の試験をして成功した例を挙げ、妥当性を主張した。
http://ameblo.jp/fukushima-genpatsu/entry-10967965576.html
11 :
地震雷火事名無し(大阪府):2011/09/14(水) 11:14:01.58 ID:i3Gg4tp00
13 :
地震雷火事名無し(大阪府):2011/10/19(水) 17:27:16.36 ID:jHElt5C50
14 :
地震雷火事名無し(神奈川県):2011/11/04(金) 18:03:57.35 ID:c/9NGWpd0
今回の事故で、事務集団の保安院しか出ずに、技術屋のこいつらが出て無い件ww
かくはさい
15 :
地震雷火事名無し(神奈川県):
>>14誤爆
核破砕(強制的に半減期を迎えさせる)の研究だって一応してたんだから...
同じ利権集団でも、事務方よりマシな気がw