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報告書

広域地下水流動研究における地下水の水圧長期モニタリング; 2009年度

狩野 智之; 毛屋 博道*; 竹内 竜史

JAEA-Data/Code 2011-001, 37 Pages, 2011/06

JAEA-Data-Code-2011-001.pdf:3.57MB

広域地下水流動研究は、広域における地表から地下深部までの地質・地質構造,岩盤の水理や地下水の水質を明らかにするために必要な調査・解析技術などを開発することを目標として、1992年度より調査研究を開始し、2004年度末をもって主な現場調査を終了した。2005年度からは、土岐花崗岩における水理学的・地球化学的な基礎情報の取得及び地下水流動解析結果の妥当性確認のためのデータ取得を目的として、既存の観測設備を用いた表層水理観測及び、既存のボーリング孔を用いた地下水の水圧長期モニタリングを継続している。本報告書は、2009年度に実施した地下水の水圧長期モニタリングデータを取りまとめたものである。

報告書

超深地層研究所計画における地下水の水圧長期モニタリング; 2009年度

狩野 智之; 毛屋 博道*; 竹内 竜史

JAEA-Data/Code 2011-002, 62 Pages, 2011/06

JAEA-Data-Code-2011-002.pdf:4.74MB

超深地層研究所計画は、「第1段階;地表からの調査予測研究段階」,「第2段階;研究坑道の掘削を伴う研究段階」,「第3段階;研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなる約20年の計画であり、現在は、第2段階である「研究坑道の掘削を伴う研究段階」における調査研究を進めている。超深地層研究所計画は、「深部地質環境の調査・解析・評価技術の基盤の整備」及び「深地層における工学技術の基盤の整備」を第1段階から第3段階までを通した全体目標として定め、そのうち第2段階では、「研究坑道の掘削を伴う調査研究による地質環境モデルの構築及び研究坑道の掘削による深部地質環境の変化の把握」を段階目標の一つとしており、その一環として、地下水の水圧長期モニタリングを実施している。本報告書は、2009年度に実施した地下水の水圧長期モニタリングデータを取りまとめたものである。

報告書

超深地層研究所計画における地下水の地球化学に関する調査研究; 瑞浪層群・土岐花崗岩の地下水の地球化学特性データ集(2008年度)

齋 正貴*; 新宮 信也; 萩原 大樹; 水野 崇

JAEA-Data/Code 2011-003, 41 Pages, 2011/06

JAEA-Data-Code-2011-003.pdf:2.18MB

このデータ集は、2008年度に瑞浪超深地層研究所の研究坑道内で採取した地下水、地上から掘削したボーリング孔(MSB-2号孔, MSB-4号孔及びMIZ-1号孔)より採取した地下水の地球化学特性データをとりまとめたものである。本データ集では、データのトレーサビリティを確保するため、試料採取地点,試料採取時間,採取方法及び分析方法などをあわせて示した。

報告書

超深地層研究所計画における地下水の地球化学に関する調査研究; 瑞浪層群・土岐花崗岩の地下水の地球化学特性データ集(2009年度)

新宮 信也; 齋 正貴*; 萩原 大樹; 水野 崇

JAEA-Data/Code 2011-004, 49 Pages, 2011/06

JAEA-Data-Code-2011-004.pdf:2.87MB

このデータ集は、2009年度に瑞浪超深地層研究所の研究坑道内で採取した地下水、地上から掘削したボーリング孔(MSB-2号孔,MSB-4号孔及びMIZ-1号孔)より採取した地下水の地球化学特性データをとりまとめたものである。本データ集では、データのトレーサビリティを確保するため、試料採取地点,試料採取時間,採取方法及び分析方法などをあわせて示した。

報告書

地質・気候関連事象に関するFEPデータベースの整備; 隆起・沈降・地震活動・気候変動(受託研究)

酒井 隆太郎; 武田 聖司; 木村 英雄; 松葉 久*

JAEA-Data/Code 2011-005, 107 Pages, 2011/06

JAEA-Data-Code-2011-005.pdf:2.74MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分の安全性の評価においては、長期にわたる地震活動や火山活動など地質・気候関連事象の外的要因による地下水環境への影響を想定しておく必要がある。このため、それらの条件や現象,安全性への影響など多岐に渡る情報を体系化し、外的要因を含むシナリオ構築を進めることが重要である。本研究では、シナリオ整備のため、地質・気候関連事象のうち、地震活動,隆起・沈降,気候変動について、事象の発生から処分システムに至るまでのTHMCに関する影響の伝搬プロセスを具体化し、FEP相関関係図を含むFEPデータベースを作成することにより、安全性への影響の可能性について体系的な整理を行った。

報告書

広域地下水流動研究における表層水理観測データ集; 2008年度

武田 匡樹; 佐藤 敦也*; 竹内 竜史

JAEA-Data/Code 2011-006, 21 Pages, 2012/02

JAEA-Data-Code-2011-006.pdf:2.98MB
JAEA-Data-Code-2011-006-appendix(CD-ROM).zip:22.23MB

東濃地科学研究ユニットでは、広域地下水流動研究の一環として、地下水流動解析における上部境界条件を与える岩盤浸透量を水収支解析によって算出すること、及び水理地質構造モデルのキャリブレーションに必要なデータを取得することを目的として、表層水理観測を実施している。本報告では、2008年度の表層水理観測で得られた河川流量,雨雪量などについて、欠測や異常値を示すデータに対して補正・補完を行うとともに、補正・補完前後のデータを取りまとめた。また、補正・補完前のデータを「観測データセット」、補正・補完後のデータを「補正・補完データセット」としてとりまとめ、DVD-ROM化した。

報告書

超深地層研究所計画における表層水理観測データ集; 2008年度

武田 匡樹; 佐藤 敦也*; 竹内 竜史

JAEA-Data/Code 2011-007, 38 Pages, 2012/02

JAEA-Data-Code-2011-007.pdf:3.15MB
JAEA-Data-Code-2011-007-appendix(CD-ROM)-1.zip:79.71MB
JAEA-Data-Code-2011-007-appendix(CD-ROM)-2.zip:67.65MB

東濃地科学研究ユニットでは、超深地層研究所計画の一環として、地下水流動解析における上部境界条件を与える岩盤浸透量を水収支解析によって算出すること、水理地質構造モデルのキャリブレーションに必要なデータを取得すること及び研究坑道掘削に伴う浅層地下水環境の変化を把握することを目的として、表層水理観測を実施している。本観測では雨雪量,蒸発散量算出のための気象要素,河川流量,地下水位及び土壌水分を正馬川流域,正馬川上流域,正馬川モデル流域、及び瑞浪超深地層研究所用地で観測している。本報告では、2008年度の正馬川流域,正馬川モデル流域、及び研究所用地で得られた河川流量,雨雪量,気象観測データなどについて、欠測や異常値を示すデータに対して補正・補完を行うとともに、補正・補完前後のデータを取りまとめた。また、補正・補完前のデータを「観測データセット」、補正・補完後のデータを「補正・補完データセット」としてとりまとめ、DVD-ROM化した。

報告書

低レベル放射性廃棄物処分に対する濃度上限値評価コードGSA-GCL第2版の開発(受託研究)

武田 聖司; 澤口 拓磨; 佐々木 利久*; 木村 英雄

JAEA-Data/Code 2011-008, 166 Pages, 2011/08

JAEA-Data-Code-2011-008.pdf:3.33MB

TRU廃棄物及びウラン廃棄物の将来の処分に備え、浅地中のトレンチ処分,コンクリートピット処分,余裕深度処分の各埋設処分方式に最終的な処分可能な当該廃棄物の範囲を明確化するための濃度上限値の制度化が必要である。原子力機構では、当該廃棄物を対象に、これらの3種類の埋設処分方式に対応した濃度上限値算出のための評価コードGSA-GCL第2版の開発を行った。本コードでは、原子炉廃棄物の余裕深度処分に対する濃度上限値を算出するためのGSA-GCLをベースに、(1)浅地中処分における跡地利用に伴うシナリオの線量評価モデルの整備,(2)ウラン系列の子孫核種であるラドンガスの発生から吸入被ばく線量までの一連の評価モデルの整備,(3)余裕深度処の隆起・侵食による処分場跡地で発生する人間侵入シナリオの評価モデルの整備,(4)モンテカルロ法を用いた各モデルのパラメータの不確実性の影響評価を可能とする機能拡張を行った。本報告書は、整備したGSA-GCL2のモデル構成,具体的な解析機能,入出力マニュアル,入出力ファイル仕様,各モデルの検証計算の結果を取りまとめたものである。本コードは、原子力安全委員会「低レベル放射性固体廃棄物の埋設処分にかかわる放射能濃度上限値について」(平成19年5月)において、TRU廃棄物の3種類の埋設処分方式に対する濃度上限値の算出のために活用された。

報告書

瑞浪超深地層研究所用地で採取された岩石試料の岩石学的・鉱物学的データ; 全岩化学組成,含有鉱物及び鉱物組成

湯口 貴史; 鶴田 忠彦; 水野 崇; 國丸 貴紀

JAEA-Data/Code 2011-009, 85 Pages, 2011/09

JAEA-Data-Code-2011-009.pdf:8.93MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学研究ユニットでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。超深地層研究所計画は、「第1段階;地表からの調査予測研究段階」,「第2段階;研究坑道の掘削を伴う研究段階」,「第3段階;研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなる約20年の計画である。本計画は、「深部地質環境の調査・解析・評価技術の基盤の整備」及び「深地層における工学技術の基盤の整備」を第1段階から第3段階までを通した全体目標として定め、調査研究を進めている。2005年3月に第1段階の研究を終了し、現在は、第2段階における調査研究を進めている。超深地層研究所計画の第1段階及び第2段階の調査研究では、瑞浪超深地層研究所用地で採取した岩石試料の岩石学的・鉱物学的情報を得るため、以下の分析を実施した。(1)全岩化学組成分析(主成分元素, 微量元素)、(2)X線回折分析、(3)鉱物組成分析。これらの岩石学的・鉱物学的情報は、第3段階の調査研究のうち、物質移動に関する研究の実施において重要な基礎データとなる。このため、本報告書は上記分析結果を取りまとめたものである。

報告書

JENDL-4.0に基づく連続エネルギーモンテカルロコードMVP用の中性子断面積ライブラリーの作成とICSBEPハンドブックの臨界性ベンチマーク解析への適用

奥村 啓介; 長家 康展

JAEA-Data/Code 2011-010, 82 Pages, 2011/09

JAEA-Data-Code-2011-010.pdf:6.25MB

2010年5月に、最新の評価済み核データライブラリーであるJENDL-4.0が原子力機構から公開された。JENDL-4.0のデータから、核データ処理システムLICEMを使用して、連続エネルギーモンテカルロコードMVP用の任意温度中性子断面積ライブラリーMVPlib_nJ40を作成した。このライブラリーは、JENDL-4.0で評価された406核種に対する自由ガスモデルでの全断面積の他、熱中性子散乱モデルによる断面積,燃焼計算用の疑似FP断面積等を含む。完成した断面積ライブラリーとMVPを使用し、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトのデータベース(ICSBEPハンドブック)に収納される約1,000ケースの多種多様な臨界実験の解析を行った。得られた中性子増倍率を実験値と比較し、C/E値をJENDL-4.0による臨界性予測精度の検証用データとして報告する。

報告書

JPDR保管廃棄物試料に対する放射化学分析

星 亜紀子; 辻 智之; 田中 究; 安田 麻里; 渡辺 幸一; 坂井 章浩; 亀尾 裕; 木暮 広人; 樋口 秀和; 高橋 邦明

JAEA-Data/Code 2011-011, 31 Pages, 2011/10

JAEA-Data-Code-2011-011.pdf:1.7MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する放射性廃棄物については、近い将来に浅地中埋設処分の実施が予定されており、簡便かつ迅速に放射能濃度を評価する合理的方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法を検討することを目的として、廃棄物の保管数量が比較的多い動力試験炉の解体に伴って発生した雑固体廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を行っている。本報告では、これまでに取得した7核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{60}$$Co, $$^{59}$$Ni, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{137}$$Cs)について、有意な262点の放射能濃度データを整理し、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめた。

報告書

製錬転換施設における廃止措置の実績データ報告書; 平成22年度

製錬転換施設廃止措置成果編集委員会

JAEA-Data/Code 2011-012, 216 Pages, 2011/10

JAEA-Data-Code-2011-012.pdf:4.22MB

人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設は、湿式一貫製錬法及び六ふっ化ウラン転換技術実証に使用した設備と回収ウラン転換技術開発に使用した設備を有する施設で、昭和54年から建設を開始し、昭和56年10月に完成した施設である。平成20年度から、管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年度までに給排気設備・廃液処理設備を除く管理区域内の機器(使用済流動媒体貯槽,処分制限財産品を除く)の撤去、平成26年度までに給排気設備・廃液処理設備等の付帯設備の解体・閉止措置等(高所及び埋設ダクト,廃液配管の一部,電気ケーブルを除く)を含む撤去を終える予定としている。本報告書は、この製錬転換施設廃止措置の平成22年度の解体実績評価に用いる作業日報の内容,解体物,二次廃棄物発生状況の基礎情報をデータ集としてまとめたものである。

報告書

Construction of average adult Japanese voxel phantoms for dose assessment

佐藤 薫; 高橋 史明; 佐藤 大樹; 遠藤 章

JAEA-Data/Code 2011-013, 87 Pages, 2011/12

JAEA-Data-Code-2011-013.pdf:8.12MB

ICRPは、2007年勧告において、放射線防護分野で用いる実効線量を評価するための臓器線量は、ICRPが新たに定義する成人レファレンスファントムを用いて計算することを決定した。この成人ファントムは、西欧人の標準的な体格データに基づき構築されている。一方、医療分野等では、体格が線量評価に影響するため、特に国内においては、西欧人と異なる体格の日本人に対して体格差による被ばく上の違いを考慮することが求められている。そこで、以前に開発した日本人ボクセルファントムJM及びJFを修正して、平均的な成人日本人男性及び女性の体格を持つファントムを構築した。このファントムの修正では、身長・体重を日本人の平均値に一致させ、また、臓器・組織の重量を日本人の平均値に対して$$pm$$10%以内に調整した。さらに、2007年勧告において実効線量の評価のために新たに必要とされた臓器・組織をモデル化し、追加した。本報告書は、構築した平均的成人男性及び女性日本人ファントムの解剖学的特徴,成人日本人のレファレンスファントムとして利用するうえで有用となる解析結果を述べる。

報告書

次世代炉心解析システムMARBLE用一点炉動特性ソルバーPointkineticsの開発

深谷 裕司

JAEA-Data/Code 2011-014, 55 Pages, 2011/12

JAEA-Data-Code-2011-014.pdf:3.86MB

次世代炉心解析システムMARBLE第1版においては燃焼解析を含む静的な核特性の解析を目的として整備された。今後、MARBLEを過渡解析へ適用させるため、動特性解析機能を実装する必要があり、今回は一点炉動特性ソルバーを開発した。一点炉動特性ソルバーを開発するにあたり、種々の手法の理論的整理及び定式化を行い、これらの手法をMARBLEに実装した。また、代表的な3タイプの反応度添加パターンに対し各手法を適用し精度の評価を行った。その結果、一点炉動特性ソルバーに対して、従来計算時間を要していたが、安定して高い精度が得られる行列指数関数を用いた手法が適していることがわかった。なお、本開発において行われた理論的整理や精度評価から得られた知見は、今後のMARBLEの空間動特性解析への拡張に資するものと期待できる。

報告書

次世代炉心解析システムMARBLE用単チャンネル熱流動コードHARP高速炉版の開発

深谷 裕司

JAEA-Data/Code 2011-015, 99 Pages, 2011/12

JAEA-Data-Code-2011-015.pdf:5.79MB

これまで、実用高速炉設計研究を効率的に進めるため、複数の分野を包括する次世代解析システムの概念検討が行われており、その成果の一つとして、次世代炉心解析システムMARBLE第1版が開発された。MARBLE第1版は高速炉核特性解析を目的として整備されているが、次世代解析システムのスコープにある軽水炉核設計や他分野との連成解析への対応も行っていく可能性がある。そこで、MARBLEにおける熱流動ソルバーの開発を行うとともに、熱流動パラメータを格納する枠組みを構築する。今回は、その先駆けとして、高速炉核設計用熱流動ソルバーを開発した。本開発により、高速炉核設計において、MARBLEを用いて出力係数の評価を行うために必要な温度評価が行えるようになった。また、HARP高速炉版に用いられる解析手法は、単チャンネル一次元モデルであるが、これは、一般に軽水炉炉心解析に用いられるものと同等であるため、今後の軽水炉対応への下準備としても意義がある。さらに、熱流動パラメータを格納する枠組みを検討することが可能となり、今後の連成解析のプラットフォームとしてのMARBLEの発展に資するものになると期待できる。

報告書

Code-B-1 for stress/strain calculation for TRISO fuel particle (Contract research)

相原 純; 植田 祥平; 柴田 大受; 沢 和弘

JAEA-Data/Code 2011-016, 10 Pages, 2011/12

JAEA-Data-Code-2011-016.pdf:2.11MB

高温ガス炉(HTGR)用の被覆燃料粒子の運転時破損率予測のため、既存のコードを改良してCode-B-1を開発した。Code-B-1においては、応力計算部に有限要素法(FEM)を適用し、既存のコードでは取り扱えなかった塑性変形を取り使えるようになった。

報告書

JENDL-4.0に基づく高速炉用炉定数UFLIB.J40及びJFS-3-J4.0の作成

杉野 和輝; 神 智之*; 羽様 平; 沼田 一幸*

JAEA-Data/Code 2011-017, 44 Pages, 2012/01

JAEA-Data-Code-2011-017.pdf:2.23MB

国内最新の評価済み核データライブラリJENDL-4.0に基づく高速炉用炉定数セットUFLIB.J40及びJFS-3-J4.0を作成した。UFLIB.J40については詳細群炉定数として70群,73群,175群,900群構造のものを作成するとともに超微細群炉定数も用意した。また、JENDL-4.0における核分裂収率データ付与核種の拡張に合わせて、ランプ化FP断面積の核種数を拡張した。

報告書

3次元六角体系用中性子輸送計算コードの整備; NSHEX, MINIHEX, MINISTRIコードの整備

杉野 和輝

JAEA-Data/Code 2011-018, 125 Pages, 2012/01

JAEA-Data-Code-2011-018.pdf:4.04MB

実機高速炉炉心やロシアのBFS臨界実験体系の中性子輸送計算を高精度で行うことが可能な決定論的手法に基づく3次元六角体系用離散座標法(SN法)輸送計算コード、すなわち、ノード法に基づくNSHEXコード,六角メッシュ有限差分法に基づくMINIHEXコード,三角メッシュ有限差分法に基づくMINISTRIコードをそれぞれ整備した。NSHEXについては、精度向上のためのノード内多項式展開次数の拡張と収束性改善のための初期有限差分計算の導入を行った。MINIHEXについては、負の中性子束発生時の処理の見直しを行った。また、MINIHEXの基本アルゴリズムを変更することによりMINISTRIを新たに作成した。整備後のNSHEX, MINIHEX, MINISTRIの各計算コードを種々の高速炉炉心体系に適用した。その結果、計算精度の観点からは十分な性能を有することを確認した。しかしながら、各計算コードに共通した問題点として、適切な加速法の導入等により、計算時間の短縮や収束性の改善が必要であることがわかった。さらに、摂動計算等の後処理を行うための機能の整備が望まれる。そこで、計算コードを改善するうえでの今後の主要課題を整理した。

報告書

放出放射性物質による緊急時線量シミュレーションシステム(SIERRA-II)の開発

竹安 正則; 武石 稔*

JAEA-Data/Code 2011-019, 23 Pages, 2012/02

JAEA-Data-Code-2011-019.pdf:2.95MB

原子力施設から放射性物質が異常放出した際の環境影響を評価するために、計算コード・システム(SIERRA-II;放出放射性物質による緊急時線量シミュレーションシステム)を開発した。SIERRA-IIは、3次元質量保存風速場モデルと粒子拡散モデルに基づいている。施設周辺での放射性物質の大気拡散計算の空間分解能をあげるために、ネスティング機能を有している。入力データは、10分間隔で施設の敷地で測定・観測された局地気象データと排気筒モニタのオンラインデータ、並びに大気力学モデルにより予測された1時間間隔の局地気象データである。出力データは、大気中の放射性物質濃度,内部及び外部線量の等値線図及び表である。東海再処理施設では運転時にKr-85を放出することから、Kr-85放出時に東海再処理施設周辺のモニタリングステーション及びモニタリングポストで観測された空間線量率データを用いてSIERRA-IIの性能を検証した。観測された線量率上昇は、精度良くシミュレートできた。計算及び観測された線量率の一致度は、ファクター2で42%、ファクター5で74%であった。

報告書

軽水炉使用済み燃料の核種インベントリ

奥村 啓介; 岡本 力

JAEA-Data/Code 2011-020, 193 Pages, 2012/02

JAEA-Data-Code-2011-020.pdf:33.53MB

軽水炉使用済み燃料の貯蔵,輸送,再処理,処分の安全性検討において、臨界性,崩壊熱,放射能,毒性等を評価するためには、正確な核種別インベントリの情報が重要となる。そこで、最新の核データライブラリ(JENDL-4.0)と高精度な格子燃焼計算コード(MOSRA-SRAC)を使用して、日本の商用軽水炉における燃料仕様と運転条件を網羅する多数の格子燃焼計算を実施し、核特性やバックエンドの観点から重要と考えられる21の重核種と118の核分裂生成核種に対して、燃焼による核種インベントリの変化とその範囲を明らかにした。

報告書

次世代再処理施設の設計検討に供する臨界安全制限寸法等のデータ

須藤 俊幸; 福島 学*

JAEA-Data/Code 2011-021, 91 Pages, 2012/02

JAEA-Data-Code-2011-021.pdf:3.57MB

将来の再処理施設を考える場合には、軽水炉ウラン燃料のみならず、軽水炉MOX燃料、さらには高速炉燃料も取り扱う可能性も考えられ、さまざまなプルトニウム富化度,プルトニウム同位体組成を持つ使用済燃料の再処理に対し、合理的な臨界安全管理・設計を検討していく必要がある。既存の臨界安全ハンドブック等では、プルトニウムの多様な組成に対する十分なデータが記載されておらず、また、中性子吸収材を使用した場合のデータや、円環槽に関するデータはほとんどなく、過度に保守的となるデータを使用するか、個別に臨界計算する必要があった。本検討では、将来の再処理施設の機器の臨界安全設計検討に活用すべく、複数のプルトニウム富化度、プルトニウム同位体組成に対し、無限円筒、無限平板、有限円環槽を対象に、硝酸ウラン、プルトニウム混合溶液に対するkeff(+3$$sigma$$)$$leq$$0.95を満たす制限寸法を計算し、グラフ,表にまとめた。また、得られた結果より、臨界安全管理方法の選定において配慮すべき事項についてまとめた。

報告書

収着データベース(JAEA-SDB)の開発; 土壌系及びセメント系を含む収着データの拡充

陶山 忠宏; 舘 幸男

JAEA-Data/Code 2011-022, 34 Pages, 2012/03

JAEA-Data-Code-2011-022.pdf:1.99MB

本報告では、TRU廃棄物等を含む多様な低レベル放射性廃棄物の処分、さらには今般の福島第一原子力発電所の事故にも関連した表層環境中の核種移行評価への活用も念頭に、セメント材料系,土壌系の分配係数データを中心にデータの拡充を行った。セメント系と土壌系については既往のデータベースも活用しつつ、JAEA-SDBのデータベース構造に整合させつつ導入を図った。また、ベントナイト系,粘土鉱物系や岩石系など、従来より進めているパラメータ設定やモデル開発と関連する最新データの拡充も併せて行った。今回の更新において、334の文献から約16,000件のKdデータを追加し、JAEA-SDBに含まれる文献数は684, Kdデータ数は約46,000件となった。今回更新されたJAEA-SDBによって、より多様な放射性廃棄物等の処分検討において、有効なデータの抽出や核種移行パラメータの設定が可能となると考えられる。

報告書

幌延深地層研究計画における地下水,河川水及び降水の水質データ; 2001$$sim$$2010年度

天野 由記; 山本 陽一; 南條 功; 村上 裕晃; 横田 秀晴; 山崎 雅則; 國丸 貴紀; 大山 隆弘*; 岩月 輝希

JAEA-Data/Code 2011-023, 312 Pages, 2012/02

JAEA-Data-Code-2011-023.pdf:5.46MB
JAEA-Data-Code-2011-023(errata).pdf:0.08MB

日本原子力研究開発機構幌延深地層研究センターでは、幌延深地層研究計画に基づきボーリング孔の掘削を伴う地上からの調査研究(第1段階)の一環として、平成13年度から表層水,地下水などの水質分析を行ってきた。分析の対象は、ボーリング孔から採取した地下水,掘削水,掘削リターン水,岩石コアからの抽出水,河川水及び雨水などである。また、平成18年度から幌延深地層研究計画における地下施設建設時の調査研究(第2段階)が進められており、立坑内の集水リング,立坑壁面湧水やボーリング孔などから地下水を採取し、水質分析を実施している。本報告書は、平成13年度から平成22年度までの水質分析データを取りまとめたものである。

報告書

「環境データ管理システム」の構築

立邊 和明; 鈴木 百合奈; 白土 清一; 佐藤 義則

JAEA-Data/Code 2011-024, 84 Pages, 2012/02

JAEA-Data-Code-2011-024.pdf:2.87MB

昨今の環境に配慮した企業活動の要求は官民を問わず高まっており、法律においても「環境配慮促進法」によって一定規模以上の企業に対して環境配慮活動の結果を公表することが義務付けられている。また「省エネルギー法」ではエネルギー使用量の結果を定期報告として報告し、中長期の計画を、「温対法」では温室効果ガスの放出量の報告を行わなければならない。それ以外にも水質汚濁防止法や廃棄物関連法などさまざまな法律,条令等によって、環境に配慮した活動が企業に求められている。これらのさまざまな環境配慮活動の結果をとりまとめ、原子力機構全体の状況を把握し、情報発信していくことが国民や地域社会との信頼関係を築く観点からも極めて重要である。こうした背景から、原子力機構の環境配慮活動について、全拠点等の情報を集計し、法律に基づいた報告書の作成や「環境報告書」を作成し公表するためのデータベースとして、また、原子力機構における環境配慮活動の取組を推進する手段として、「環境データ管理システム」を構築した。本報告書は、「環境データ管理システム」の構造や収集データ,集計形態などを取りまとめたものである。

報告書

JENDL FP decay data file 2011 and fission yields data file 2011

片倉 純一

JAEA-Data/Code 2011-025, 73 Pages, 2012/03

JAEA-Data-Code-2011-025.pdf:2.59MB

核分裂生成物(FP)の崩壊データ及び核分裂収率データをまとめたファイルをJENDL FP decay data file 2011(JENDL/FPD-2011)及びJENDL FP fission yields data file 2011(JENDL/FPY-2011)として整備した。崩壊データは2000年にJENDL FP decay data file 2000 (JENDL/FPD-2000)を公開したが、その後、新しい測定データが蓄積されてきたことやTAGS(全吸収$$gamma$$線分光法)によるデータが新たに取得されてきたことを受け、データの改訂を行った。また、核分裂生成物崩壊データとの整合性を保つために、核種数を合わせ核分裂収率のデータも改訂した。改訂した崩壊データ及び収率データの有効性を確認するため、各種の崩壊熱計算を実施し、測定データと比較し、よく再現していることを確認した。また、崩壊熱計算における計算誤差を感度解析手法により求めた。

報告書

Revised version of SSCAT; Simplified shielding calculation system for high energy proton accelerator facilities

小栗 朋美*; 増川 史洋; 中根 佳弘; 中島 宏

JAEA-Data/Code 2011-026, 25 Pages, 2012/03

JAEA-Data-Code-2011-026.pdf:2.07MB

SSCATは、MoyerモデルとTeschの式によるバルク遮へい簡易計算式及びStapletonの式による中性子スカイシャイン簡易計算式に基づく、高エネルギー陽子加速器施設用簡易遮へい計算システムである。このシステムは、当初、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の概略遮へい設計に適用する目的で開発された。近年、J-PARCの使用許可申請にかかる安全評価及び他の陽子加速器施設への適用を目的として改良が行われた。本報告書では、このSSACTの改良について報告する。

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