システム安全評価への今後の対応
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カテゴリ: 第10回
１．緒言
FAC リスク評価により、FAC による配管破断の直接/間接効果を解析し、稼働中のプラントの通常時及び地震など異常時のプラントシステムとしての安全を評価できる基礎を固めた。本プラントシステム安全評価手法は、FAC のみでなく、応力腐食割れ、熱疲労、腐食疲労など構造材に生じる可能性の高い諸事象のシステム安全への寄与を評価するためにも適用可能である。また、FAC リスク回避のための運転法の改善策の有効性を定量的に評価することを可能とした。
２．原子炉冷却系構造材の主要課題
PWR 及びBWR の冷却系の主要構造材料と構造材に係る主要損傷事象をFigure 1 に示す[1]。特に冷却系の圧力バウンダリにかかわる損傷としては、PWR では蒸気発器伝熱管の損傷、BWR では応力腐食割れに係る損傷がこれまで多 く顕在化している。液滴エロージョン（LDI）の事象も報 告例は多いが、比較的圧力の低い配管での発生事例が多く、大きな問題に発展した例は見られていない。 FAC はSurry-2 や美浜-3 などで、大きな事故が報告されているが、いずれも2 次系であり、原子炉本体への影響はなかった。BWR では、これまで給･復水系の炭素鋼の防食を目的に、必要かつ十分な酸素を給水系に注入している結果、FAC の発生は見られていないが、原子炉浄化系などの炭素鋼配管においては、原子炉冷却系のステンレス鋼配管のSCC 抑制策として水素注入及び貴金属注入が行われているプラントもあり、系統の電位が下がりすぎるとFAC が発生する懸念がある。この場合には、1 次冷却系ということもあり、原子炉への影響を十分に配慮することが求められる。 ３．プラントシスム安全解析 FAC、SCC および腐食疲労を要素事象とする構造材の損傷に関しては、それぞれ評価モデルが作成されており、発生及び進展の定量的な評価が行われている。Table 1 に、主なモデルを示す[2,3]。いずれの事象も、実機条件、環境の定量化が不可欠で、環境を正確に定量化し、材料の挙動解析モデルと一体化することによって、発生及び進連絡先：内藤正則、〒105-0003 東京都港区西新橋1-14-2 新橋SY ﾋﾞﾙ8 階 (一財)エネルギー総合工学研究所、電話: 03-6367-0291、mnaito@iae.or.jp 展の定量的な予測が可能となる。FAC に関しては、腐食環境も含めた実機条件下での発生、進展評価が可能で、1D FAC コードで、プラントの冷却系統の任意の箇所について、ファクター２の精度で減肉速度を評価できることが示されている[4]。このコードを適用することにより、プラント全体でのFACを要素事象とするプラントシステム安全評価が可能である[5]。 ４．配管破断と原子炉炉心安全の相関 1D FAC 解析コードでは、設計時、通常運用時、運用法の改善時、異常発生時などさまざまな運転状態での、それぞれの部位での配管減肉速度の最大値を定量化することができる。PWR では、配管破断による2 次系冷却材喪失の原子炉冷却への影響を直接効果とすると、噴出した高温高圧の蒸気による電源系、リレー系への影響を介した、原子炉への影響など関節効果についても含めた損傷の伝播評価が肝要である。Figure 2 に、FAC を起因事象とする冷却系の主として圧力バウンダリ機能喪失の進展についての事象伝播の主要プロセスを示す。もっとも単純に原子炉炉心に影響を及ぼすのは、２次冷却系の冷却材喪失による原子炉冷却機能の低下であるが、蒸気発生器を介しての間接効果となり、これまでの実績から見ても、その影響はさほど大きくはない。配管破断を要素事象とする様々なプロセスをモデル化し、直接効果のみでなく、間接効果も含めて、Figure 3 に示すFigure. 1 Major subjects related to materials in cooling systems of nuclear power plants Problems related to corrosion : zirconium corrosion : SG tube defects : IGSCC/PWSCC : FAC : LDI (erosion) : LDI (corrosion) 415326condenser a) PWR b) BWR Major materials stainless steel carbon steel nickel base alloy zirconium alloy copper alloy/ titanium reactor pressure vessel fuel assembly steam generator HP heater LP turbine moisture separator LP heater HP turbine heater drain pressurizer primary cooling system secondary cooling system62 5 31 4 446 pre-filter demineralizer reactor pressure vessel HP heater LP turbine condenser moisture separator LP heater HP turbine heater drain fuel assemblies 33 6 151900/01/0344 4 Table 1 Mechanisms and evaluation procedures for major material degradation processes [2,3] *1 Stress intensity factor due to residual stress and corrosive condition affected irradiation should be determined.30-33 *2 Flow-induced vibration and stress should be determined.34 Phenomena Major Patterns of Mechanisms for Key Prediction materials degradation generation and propagation factors models and codes Pipe wall carbon steel local corrosion flow accelerated corrosion flow parameters DRAW3-FAC [2] thinning wall thinning material properties BRT-CICERO [3] corrosive conditions Stress stainless steel cracks generation: incubation time residual stress JSME guideline*1 corrosion Ni based alloy (probabilistic) Ford’s formula*1 cracking propagation: overlapping effects material properties of stress and corrosion corrosive conditions Corrosion stainless steel cracks overlapping effects of cyclic stress S-N curves*2 fatigue Ni based alloy fatigue and corrosion material properties corrosive conditions time (corroded)2 Parabolic law with oxide film time corroded Linear law without oxide film (FAC) crack depth a 0 operation time t 0incubation time τ crack growth permissible depth acr lifetime Possibility of overlapping: low Possibility of overlapping: high 各ステップ間の伝播解析を行うことにより、配管破断という要素損傷が原子炉の損傷へ至るプロセスが定量的に評価できる。５．システム安全評価への適用 FAC を要素事象とする損傷確率の評価を行うためには、FAC による配管破断の発生確率と判断した場合にハザードスケールの定量化が不可欠である。先の報告[6]で示したように、減肉余裕厚さと減肉速度の確率分布を導入することにより、減肉余裕厚さと減肉速度から破断確率を定量化した（Figure 4）。配管破断確率例は、Figure 5 に示すシステムの主要箇所で求めた。FAC による配管破断の発生確率は、後段のプラントシステム安全評価のためには、Figure 4 c)に示すような微分型のものではなく、累計確率とすることが好ましい。このためには、Figure 4 c)を時間積分することにより、累計確率を求めた。FAC による配管破断の累計確率の例をFigure 6 に示す。こういった個別事象の直接・間接効果を含めた炉心損傷への進展評価は、Figure 2 に示した伝播解析を経て、 FAC のみでなく、SCC、腐食疲労（CF）にSteps Major Generation Transfer of Transfer of parameters probability probability hazard scale 0 x01-n P01-n F01-n(x01-n) .01-n (x01-n) i xi1-n Pi1-n Fi(xi1-n) .i1-n (xi1-n) Damage probability = .j=1n｛.i=06（ Piｊ Fij(xij) ）｝ Hazard scale = .j=0n｛.i=06（ .ij(xij) ）｝ Figure 3 Propagation of elemental events to reactor damage events Figure 2 Loss of function related to reactor safety due to degradation of components and piping (Direct and indirect influences) steam blow-down Quantitative analysis of original events: location, occurrence probability, hazard scale wall thinning serious influences are evaluated Maintenance or replace of the components Application of other protective means pipe fragment missile damaging equipment power supplying system plant controlling units damage in core or safety system multi-step effects multi-step effects multi-step effects evaluation of probability to reach the intermediate targets loss of coolant in SG decreasing heat removal in core pipe whip probability to reach the final targets for safety analysis : direct events : indirect events Step 5 Step 4 Step3 Step 2 Step 1 Step 0 PS1 level PS2 level Figure 5 Schematic diagram of PWR secondary cooling system condensate water heater main condenser feed water heater steam generator demineralizer deaerator ①* ② ⑤ ⑫ ⑥⑦ ⑧⑨⑩ ⑪ ⑬⑭ ⑮ ⑯ ③ ④ Figure 4 Probability distributions of thinning rate, margin in thickness and rupture time a) Evaluated margin thickness 0:00:001899/12/311900/01/013450 0.005 0.01 0.015 TWo, TWmin (m) probability (-) minimum permissible thickness factor of 2 original thickness .: 0. 0005 m margin in thickness factor 2 factor 4 0 50 100 150 200 250 300 time margin for pipe rupture (y) probability (-) c) Time margin for pipe rupture 012345thinning rate for pH 9.2 with O2 addition thinning rate for pH 9.2 time margin 0123450 0.5 1.0 1.5 2.0 probability (-) thinning rate (arbitrary unit) thinning rate for pH 9.2 thinning rate for pH 9.2 with O2 addition b) Predicted thinning rate ついても、同様に、経年化プロジェクト内で鋭意進められている。６．FAC リスク低減策の有効性評価 FAC リスクの大きな部位に対しては、適切な緩和策が望まれるが、稼働中のプラントで適用可能な対応は、主として水化学制御の改善である。すなわち冷却水のpH の増大やO2添加が実施されつつある。７．まとめ 1D FAC コードに基づき稼働中プラントのあらゆる冷却系統について、通常時及び異常時におけるFAC リスク評価（FAC による配管破断確率と破断時の影響の大きさの定量化）により、本事象が進展した場合のプラントシステムとしての安全を評価できる基礎を固め、FAC を代表とする個別事象のシステム安全への寄与評価のための方策を提示した。謝辞 本研究は、高経年化評価技術高度化事業（フェーズ１： NISA； H18-22）で開発された配管減肉に関する検査･診断による監視技術とシミュレーションによる予測技術に基づき、同上事業（フェーズ2：NISA⇒NRA； H23-24）で、予測技術と監視技術を合体･融合させ、新しい予測･監視手法の確立を図ったものである。 参考文献 [1] H. Suzuki, M. Naitoh, H. Okada, S. Uchida, S. Koikari, S. Koshizuka and D. H. Lister, ” Determination Procedures of High Risk Zones for Local Wall Thinning due to Flow Accelerated Corrosion”, Nucl. Technol., 183 (1), (2013) in press. One-Dimensional FAC Code”, Nucl. Technol., 180 (3) 65 (2012). [2] S. Uchida, M. Naitoh, H. Okada, H. Suzuki, S. Koikari, S. Koshizuka and D. H. Lister,, “Determination Procedures of High Risk Zones for Local Wall Thinning due to Flow-Accelerated Corrosion”, Nucl. Technol., 180 [3] S. Trevin, M. Persoz and T. Knook, “Making FAC Calculations With BRT-CICEROTM and Updating to Version 3.0”, Proc. 17th International Conference on Nuclear Engineering, ICONE17-75341, Brussels, Belgium, July 12.16, 2009 , p. 81, American Society of Mechanical Engineers (2009). [4] H. Suzuki, S. Uchida, M. Naitoh, H. Okada, Y. Nagaya, Y. Tsuji, S. Koshizuka and D. H. Lister, “Verification and Validation of 1D FAC Code for Determination of High FAC Risk Zones”, Nucl. Technol., 183 (1), 62-74 (2013) [5] H. Miyano, N. Sekimura, M. Takizawa, M. Mastumoto, “Construction of Earthquake .Proof Safety Evaluaiton Methods for Pipes with Wall Thinning”, Proc. 3rd Int. Conf. on Nuclear Power Plant Life Management, IAEA-CN-194-1P50, Salt Lake City, UT, USA, May 14-18, 2012, International Atomic Energy Agency (2012). [6] 内田、内藤、岡田、鈴木、越塚、予測・監視融合による配管減肉管理 - 2. 予測コードとリスク評価、日本保全学会第10回学術講演会 - 新しい原子力安全確保に向けて、平成25 年7 月7 月25 日 - 27 日、大阪、日本保全学会（2013） （平成 25 年6 月10 日） Figure 6 Cumulative probability for pipe rupture due to FAC a) Location ⑧ (Relative hazard scale: 0.62) 0 20 40 60 80 100 operation time (y) cumulative probability (-)1002019/10/012019/10/022019/10/032019/10/04pH 10 pH 9.2 pH 9.5 b) Location ⑮ (Relative hazard scale: 1.0) 0 20 40 60 80 100 operation time (y) cumulative probability (-)1002019/10/012019/10/022019/10/032019/10/04pH 9.2pH 9.5 “ “システム安全評価への今後の対応 “ “内藤 正則,Masanori NAITOH,内田 俊介,Shunsuke UCHIDA,岡田 英俊,Hidetoshi OKADA,鈴木 洋明,Hiroaki SUZUKI,越塚 誠一,Seiichi KOSIZUKA“ “システム安全評価への今後の対応 “ “内藤 正則,Masanori NAITOH,内田 俊介,Shunsuke UCHIDA,岡田 英俊,Hidetoshi OKADA,鈴木 洋明,Hiroaki SUZUKI,越塚 誠一,Seiichi KOSIZUKA
FAC リスク評価により、FAC による配管破断の直接/間接効果を解析し、稼働中のプラントの通常時及び地震など異常時のプラントシステムとしての安全を評価できる基礎を固めた。本プラントシステム安全評価手法は、FAC のみでなく、応力腐食割れ、熱疲労、腐食疲労など構造材に生じる可能性の高い諸事象のシステム安全への寄与を評価するためにも適用可能である。また、FAC リスク回避のための運転法の改善策の有効性を定量的に評価することを可能とした。
２．原子炉冷却系構造材の主要課題
PWR 及びBWR の冷却系の主要構造材料と構造材に係る主要損傷事象をFigure 1 に示す[1]。特に冷却系の圧力バウンダリにかかわる損傷としては、PWR では蒸気発器伝熱管の損傷、BWR では応力腐食割れに係る損傷がこれまで多 く顕在化している。液滴エロージョン（LDI）の事象も報 告例は多いが、比較的圧力の低い配管での発生事例が多く、大きな問題に発展した例は見られていない。 FAC はSurry-2 や美浜-3 などで、大きな事故が報告されているが、いずれも2 次系であり、原子炉本体への影響はなかった。BWR では、これまで給･復水系の炭素鋼の防食を目的に、必要かつ十分な酸素を給水系に注入している結果、FAC の発生は見られていないが、原子炉浄化系などの炭素鋼配管においては、原子炉冷却系のステンレス鋼配管のSCC 抑制策として水素注入及び貴金属注入が行われているプラントもあり、系統の電位が下がりすぎるとFAC が発生する懸念がある。この場合には、1 次冷却系ということもあり、原子炉への影響を十分に配慮することが求められる。 ３．プラントシスム安全解析 FAC、SCC および腐食疲労を要素事象とする構造材の損傷に関しては、それぞれ評価モデルが作成されており、発生及び進展の定量的な評価が行われている。Table 1 に、主なモデルを示す[2,3]。いずれの事象も、実機条件、環境の定量化が不可欠で、環境を正確に定量化し、材料の挙動解析モデルと一体化することによって、発生及び進連絡先：内藤正則、〒105-0003 東京都港区西新橋1-14-2 新橋SY ﾋﾞﾙ8 階 (一財)エネルギー総合工学研究所、電話: 03-6367-0291、mnaito@iae.or.jp 展の定量的な予測が可能となる。FAC に関しては、腐食環境も含めた実機条件下での発生、進展評価が可能で、1D FAC コードで、プラントの冷却系統の任意の箇所について、ファクター２の精度で減肉速度を評価できることが示されている[4]。このコードを適用することにより、プラント全体でのFACを要素事象とするプラントシステム安全評価が可能である[5]。 ４．配管破断と原子炉炉心安全の相関 1D FAC 解析コードでは、設計時、通常運用時、運用法の改善時、異常発生時などさまざまな運転状態での、それぞれの部位での配管減肉速度の最大値を定量化することができる。PWR では、配管破断による2 次系冷却材喪失の原子炉冷却への影響を直接効果とすると、噴出した高温高圧の蒸気による電源系、リレー系への影響を介した、原子炉への影響など関節効果についても含めた損傷の伝播評価が肝要である。Figure 2 に、FAC を起因事象とする冷却系の主として圧力バウンダリ機能喪失の進展についての事象伝播の主要プロセスを示す。もっとも単純に原子炉炉心に影響を及ぼすのは、２次冷却系の冷却材喪失による原子炉冷却機能の低下であるが、蒸気発生器を介しての間接効果となり、これまでの実績から見ても、その影響はさほど大きくはない。配管破断を要素事象とする様々なプロセスをモデル化し、直接効果のみでなく、間接効果も含めて、Figure 3 に示すFigure. 1 Major subjects related to materials in cooling systems of nuclear power plants Problems related to corrosion : zirconium corrosion : SG tube defects : IGSCC/PWSCC : FAC : LDI (erosion) : LDI (corrosion) 415326condenser a) PWR b) BWR Major materials stainless steel carbon steel nickel base alloy zirconium alloy copper alloy/ titanium reactor pressure vessel fuel assembly steam generator HP heater LP turbine moisture separator LP heater HP turbine heater drain pressurizer primary cooling system secondary cooling system62 5 31 4 446 pre-filter demineralizer reactor pressure vessel HP heater LP turbine condenser moisture separator LP heater HP turbine heater drain fuel assemblies 33 6 151900/01/0344 4 Table 1 Mechanisms and evaluation procedures for major material degradation processes [2,3] *1 Stress intensity factor due to residual stress and corrosive condition affected irradiation should be determined.30-33 *2 Flow-induced vibration and stress should be determined.34 Phenomena Major Patterns of Mechanisms for Key Prediction materials degradation generation and propagation factors models and codes Pipe wall carbon steel local corrosion flow accelerated corrosion flow parameters DRAW3-FAC [2] thinning wall thinning material properties BRT-CICERO [3] corrosive conditions Stress stainless steel cracks generation: incubation time residual stress JSME guideline*1 corrosion Ni based alloy (probabilistic) Ford’s formula*1 cracking propagation: overlapping effects material properties of stress and corrosion corrosive conditions Corrosion stainless steel cracks overlapping effects of cyclic stress S-N curves*2 fatigue Ni based alloy fatigue and corrosion material properties corrosive conditions time (corroded)2 Parabolic law with oxide film time corroded Linear law without oxide film (FAC) crack depth a 0 operation time t 0incubation time τ crack growth permissible depth acr lifetime Possibility of overlapping: low Possibility of overlapping: high 各ステップ間の伝播解析を行うことにより、配管破断という要素損傷が原子炉の損傷へ至るプロセスが定量的に評価できる。５．システム安全評価への適用 FAC を要素事象とする損傷確率の評価を行うためには、FAC による配管破断の発生確率と判断した場合にハザードスケールの定量化が不可欠である。先の報告[6]で示したように、減肉余裕厚さと減肉速度の確率分布を導入することにより、減肉余裕厚さと減肉速度から破断確率を定量化した（Figure 4）。配管破断確率例は、Figure 5 に示すシステムの主要箇所で求めた。FAC による配管破断の発生確率は、後段のプラントシステム安全評価のためには、Figure 4 c)に示すような微分型のものではなく、累計確率とすることが好ましい。このためには、Figure 4 c)を時間積分することにより、累計確率を求めた。FAC による配管破断の累計確率の例をFigure 6 に示す。こういった個別事象の直接・間接効果を含めた炉心損傷への進展評価は、Figure 2 に示した伝播解析を経て、 FAC のみでなく、SCC、腐食疲労（CF）にSteps Major Generation Transfer of Transfer of parameters probability probability hazard scale 0 x01-n P01-n F01-n(x01-n) .01-n (x01-n) i xi1-n Pi1-n Fi(xi1-n) .i1-n (xi1-n) Damage probability = .j=1n｛.i=06（ Piｊ Fij(xij) ）｝ Hazard scale = .j=0n｛.i=06（ .ij(xij) ）｝ Figure 3 Propagation of elemental events to reactor damage events Figure 2 Loss of function related to reactor safety due to degradation of components and piping (Direct and indirect influences) steam blow-down Quantitative analysis of original events: location, occurrence probability, hazard scale wall thinning serious influences are evaluated Maintenance or replace of the components Application of other protective means pipe fragment missile damaging equipment power supplying system plant controlling units damage in core or safety system multi-step effects multi-step effects multi-step effects evaluation of probability to reach the intermediate targets loss of coolant in SG decreasing heat removal in core pipe whip probability to reach the final targets for safety analysis : direct events : indirect events Step 5 Step 4 Step3 Step 2 Step 1 Step 0 PS1 level PS2 level Figure 5 Schematic diagram of PWR secondary cooling system condensate water heater main condenser feed water heater steam generator demineralizer deaerator ①* ② ⑤ ⑫ ⑥⑦ ⑧⑨⑩ ⑪ ⑬⑭ ⑮ ⑯ ③ ④ Figure 4 Probability distributions of thinning rate, margin in thickness and rupture time a) Evaluated margin thickness 0:00:001899/12/311900/01/013450 0.005 0.01 0.015 TWo, TWmin (m) probability (-) minimum permissible thickness factor of 2 original thickness .: 0. 0005 m margin in thickness factor 2 factor 4 0 50 100 150 200 250 300 time margin for pipe rupture (y) probability (-) c) Time margin for pipe rupture 012345thinning rate for pH 9.2 with O2 addition thinning rate for pH 9.2 time margin 0123450 0.5 1.0 1.5 2.0 probability (-) thinning rate (arbitrary unit) thinning rate for pH 9.2 thinning rate for pH 9.2 with O2 addition b) Predicted thinning rate ついても、同様に、経年化プロジェクト内で鋭意進められている。６．FAC リスク低減策の有効性評価 FAC リスクの大きな部位に対しては、適切な緩和策が望まれるが、稼働中のプラントで適用可能な対応は、主として水化学制御の改善である。すなわち冷却水のpH の増大やO2添加が実施されつつある。７．まとめ 1D FAC コードに基づき稼働中プラントのあらゆる冷却系統について、通常時及び異常時におけるFAC リスク評価（FAC による配管破断確率と破断時の影響の大きさの定量化）により、本事象が進展した場合のプラントシステムとしての安全を評価できる基礎を固め、FAC を代表とする個別事象のシステム安全への寄与評価のための方策を提示した。謝辞 本研究は、高経年化評価技術高度化事業（フェーズ１： NISA； H18-22）で開発された配管減肉に関する検査･診断による監視技術とシミュレーションによる予測技術に基づき、同上事業（フェーズ2：NISA⇒NRA； H23-24）で、予測技術と監視技術を合体･融合させ、新しい予測･監視手法の確立を図ったものである。 参考文献 [1] H. Suzuki, M. Naitoh, H. Okada, S. Uchida, S. Koikari, S. Koshizuka and D. H. Lister, ” Determination Procedures of High Risk Zones for Local Wall Thinning due to Flow Accelerated Corrosion”, Nucl. Technol., 183 (1), (2013) in press. One-Dimensional FAC Code”, Nucl. Technol., 180 (3) 65 (2012). [2] S. Uchida, M. Naitoh, H. Okada, H. Suzuki, S. Koikari, S. Koshizuka and D. H. Lister,, “Determination Procedures of High Risk Zones for Local Wall Thinning due to Flow-Accelerated Corrosion”, Nucl. Technol., 180 [3] S. Trevin, M. Persoz and T. Knook, “Making FAC Calculations With BRT-CICEROTM and Updating to Version 3.0”, Proc. 17th International Conference on Nuclear Engineering, ICONE17-75341, Brussels, Belgium, July 12.16, 2009 , p. 81, American Society of Mechanical Engineers (2009). [4] H. Suzuki, S. Uchida, M. Naitoh, H. Okada, Y. Nagaya, Y. Tsuji, S. Koshizuka and D. H. Lister, “Verification and Validation of 1D FAC Code for Determination of High FAC Risk Zones”, Nucl. Technol., 183 (1), 62-74 (2013) [5] H. Miyano, N. Sekimura, M. Takizawa, M. Mastumoto, “Construction of Earthquake .Proof Safety Evaluaiton Methods for Pipes with Wall Thinning”, Proc. 3rd Int. Conf. on Nuclear Power Plant Life Management, IAEA-CN-194-1P50, Salt Lake City, UT, USA, May 14-18, 2012, International Atomic Energy Agency (2012). [6] 内田、内藤、岡田、鈴木、越塚、予測・監視融合による配管減肉管理 - 2. 予測コードとリスク評価、日本保全学会第10回学術講演会 - 新しい原子力安全確保に向けて、平成25 年7 月7 月25 日 - 27 日、大阪、日本保全学会（2013） （平成 25 年6 月10 日） Figure 6 Cumulative probability for pipe rupture due to FAC a) Location ⑧ (Relative hazard scale: 0.62) 0 20 40 60 80 100 operation time (y) cumulative probability (-)1002019/10/012019/10/022019/10/032019/10/04pH 10 pH 9.2 pH 9.5 b) Location ⑮ (Relative hazard scale: 1.0) 0 20 40 60 80 100 operation time (y) cumulative probability (-)1002019/10/012019/10/022019/10/032019/10/04pH 9.2pH 9.5 “ “システム安全評価への今後の対応 “ “内藤 正則,Masanori NAITOH,内田 俊介,Shunsuke UCHIDA,岡田 英俊,Hidetoshi OKADA,鈴木 洋明,Hiroaki SUZUKI,越塚 誠一,Seiichi KOSIZUKA“ “システム安全評価への今後の対応 “ “内藤 正則,Masanori NAITOH,内田 俊介,Shunsuke UCHIDA,岡田 英俊,Hidetoshi OKADA,鈴木 洋明,Hiroaki SUZUKI,越塚 誠一,Seiichi KOSIZUKA