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報告書

福島第一原子力発電所3号機における蒸気及び水素の発生履歴逆算定解析

吉川 信治

JAEA-Research 2019-004, 32 Pages, 2019/09

JAEA-Research-2019-004.pdf:2.77MB

福島第一原子力発電所3号機の事故時に計測された圧力容器(RPV)及び格納容器(PCV)の圧力変化を再現する水蒸気と水素の発生履歴、及びRPVからの気相漏洩規模を、熱流力解析コードGOTHICを用いて逆算定した。解析した期間は、炉内の水位が燃料有効部頂部(TAF)に到達してから、原子炉自動減圧システム(ADS)が作動して圧力容器(RPV)圧力が減少し始めるまでである。3月13日6:30頃以降ADS作動までのRPVとPCVの圧力挙動からこの間RPVからPCVへの漏洩があったと考えられるが、この漏洩経路と漏洩面積を複数のシナリオについて評価したところ、漏洩面積は高々1cm$$^{2}$$程度と評価された。この面積は開状態のSRVの流路断面積に比べて大幅に小さく、ADS作動後の主な蒸気の流れはSRVから圧力抑制室(S/C)を経由したものであったと推定される。

報告書

福島における放射性セシウムの環境動態研究の現状(平成30年度版)

長尾 郁弥; 新里 忠史; 佐々木 祥人; 伊藤 聡美; 渡辺 貴善; 土肥 輝美; 中西 貴宏; 佐久間 一幸; 萩原 大樹; 舟木 泰智; et al.

JAEA-Research 2019-002, 235 Pages, 2019/08

JAEA-Research-2019-002.pdf:21.04MB

2011年3月11日に発生した太平洋三陸沖を震源とするマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震とそれに伴って発生した津波により、東京電力福島第一原子力発電所の事故が発生し、その結果、環境中へ大量の放射性物質が放出され、その大部分が森林に沈着している。これに対し、面積が広大であり大量の除去土壌等が生じる、多面的な森林の機能が損なわれる可能性があるなどの問題があり、生活圏近傍を除き、汚染された森林の具体的な除染計画はない。そのため、未除染の森林から放射性セシウムが流出し、既に除染された生活圏に流入することに対する懸念があり、避難住民の帰還や産業再開の妨げとなる可能性があった。原子力機構では、環境中に放出された放射性物質、特に放射性セシウムの移動挙動に関する「長期環境動態研究」を2012年11月より実施している。この目的は、自治体の施策立案を科学的側面から補助する、住民の環境安全に関する不安を低減し、帰還や産業再開を促進するといった点にある。本報告書は、原子力機構が福島県で実施した環境動態研究におけるこれまでの研究成果について取りまとめたものである。

報告書

固液二相流中の金属材料の損傷および腐食に関する調査報告書

大谷 恭平; 佐藤 智徳; 加治 芳行; 山本 正弘

JAEA-Review 2019-007, 15 Pages, 2019/06

JAEA-Review-2019-007.pdf:2.35MB

液体固体粒子を含んだ流体による流れ(固液二相流)を取り扱う配管などの構成材料は、固液二相流中の固体粒子の衝突によってエロージョンと呼ばれる損傷が生じる。固液二相流の液体が腐食性溶液である場合、溶液は更に化学的に作用してエロージョン・コロージョンと呼ばれる損傷が生じる。福島第一原子力発電所(1F)の廃炉作業で実施が予定されているデブリ取り出し作業の際には、破砕されたデブリ微粒子による循環冷却ラインの配管の損傷が懸念される。そのため、固液二相流における金属材料のエロージョンおよびエロージョン・コロージョンに関する文献調査を実施した。文献調査結果より、1Fのデブリ取り出し時に設置される冷却系配管の材料についてはクロムを含む鋼材や耐食性の高いステンレス鋼の使用が望ましいと考えられる。また、エロージョン・コロージョンの解析では、誤った条件や曖昧な条件で試験を実施すると金属材料の損傷速度の変化に影響する因子が適格に判別できず、事実と異なる認識をしてしまう危険性があることも分かった。このため、1Fのデブリ取り出し時において発生すると予測される粉砕微粒子が配管等の機器材料に与える影響を正確に評価するためには、金属材料の損傷速度に大きく影響を与える環境条件や1F特有の放射線によるラジオリシス等の因子を考慮した上で試験を行う必要がある。

報告書

環境試料中からの放射性セシウム微粒子の単離; リターへの適用事例

田籠 久也; 土肥 輝美; 石井 康雄; 金井塚 清一*; 藤原 健壮; 飯島 和毅

JAEA-Technology 2019-001, 37 Pages, 2019/03

JAEA-Technology-2019-001.pdf:26.85MB

東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故由来の放射性セシウム微粒子(CsMP)の空間的分布の把握や、その物理化学特性を統計的に評価するには、環境試料等からの効率的なCsMPの単離が必要となる。本報では、森林生態系のCs循環に影響する可能性のあるリターに着目し、リターからの効率的なCsMPの単離法を開発した。過酸化水素水による有機物分解処理と、電子顕微鏡学的手法を組み合わせることによって、多くの土壌鉱物粒子を含むリター中からCsMPを短時間(1粒子あたり3日)で単離することができた。この単離法は、林床のリターのみならず、生木の樹皮や葉などの植物試料をはじめ、その他の有機物試料への適用も期待される。

報告書

2017年度楢葉遠隔技術開発センター年報

福島研究開発部門 福島研究開発拠点 楢葉遠隔技術開発センター

JAEA-Review 2018-029, 51 Pages, 2019/03

JAEA-Review-2018-029.pdf:6.69MB

楢葉遠隔技術開発センターは、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉作業推進のため、遠隔操作機器・装置による廃炉作業の実証試験・要素試験が実施できる施設である。2017年度は64件の施設利用を支援し、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所廃炉作業等の遠隔技術開発に貢献した。また福島県内企業廃炉・除染ロボット関連技術展示実演会等の開催に協力し、地域活性化・福島の産業復興に貢献するとともに、廃炉創造ロボコンや廃炉実習等の支援を通じて長期に亘る東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉を担う次世代の人材育成に貢献した。本報告書は、2017年度における楢葉遠隔技術開発センターの施設設備の整備・利用状況及びそれに係る取組み、実施した遠隔基盤技術の開発状況、緊急時対応遠隔機材の整備・訓練等の活動状況について取りまとめたものである。

報告書

特定復興再生拠点区域におけるモニタリング及び被ばく評価手法の検討

舟木 泰智; 高原 省五; 佐々木 美雪; 吉村 和也; 中間 茂雄; 眞田 幸尚

JAEA-Research 2018-016, 48 Pages, 2019/03

JAEA-Research-2018-016.pdf:29.73MB

内閣府原子力災害対策本部は、平成34年から35年度までに避難指示解除が計画される「特定復興再生拠点区域」において、放射線防護対策を検討している。これにあたり、当該区域の汚染状況の把握と被ばく線量の評価は必要不可欠である。福島第一原子力発電所事故以降、数々のモニタリングにより空間線量率分布が評価され、それらを元に被ばく線量が推定されてきた。一方、当該区域は比較的空間線量率が高く、放射線防護に対してより慎重な配慮が必要であるため、被ばくに係る詳細な情報が求められている。そこで本研究では、詳細な汚染状況と当該区域の状況に即した被ばく線量を評価することを目的とし、(1)無人ヘリコプターによる空間線量率の測定、(2)大気中の放射性セシウム濃度の測定、(3)代表的な行動パターンにおける外部・内部実効線量の評価を実施した。併せて、空間線量率分布のモニタリング手法と被ばく線量評価方法の高度化を検討した。本調査により、空間線量率の3次元マップを提示し、当該区域における分布傾向を明らかにすると共に被ばく線量を推定し、吸入による内部被ばく線量は外部被ばく線量の1%未満であることを示した。また今後の放射線防護において有効かつ新たな空間線量率のモニタリング手法と被ばく線量評価方法の妥当性を示した。

報告書

多様な処分概念に共通して利用可能な生活圏評価手法の整備

加藤 智子; 深谷 友紀子*; 杉山 武*; 中居 邦浩*; 小田 治恵; 大井 貴夫

JAEA-Data/Code 2019-002, 162 Pages, 2019/03

JAEA-Data-Code-2019-002.pdf:2.78MB

東京電力福島第一原子力発電所の事故により発生した放射性廃棄物(事故廃棄物)を安全かつ合理的に処分するためには事故廃棄物の特徴を考慮した適切な処分概念の構築が必要である。このような検討に資するため、既往の処分概念である地層処分, 中深度処分, ピット処分, トレンチ処分等既存の処分概念の事故廃棄物処分への適用可能性の検討が行われている。処分概念の適用性評価においては、処分概念の違いによる影響が小さいと考えられる生活圏評価のシナリオ、モデル・パラメータを共通して利用する評価手法を整備することが可能である。本検討では、さまざまな処分概念において共通的に利用可能な生活圏共通モデル・パラメータセットの整備を目的とし、地下水移行シナリオを対象として、既往の処分概念における生活圏評価手法に基づきモデルの整備、パラメータ値の更新などを実施した。これらの検討に基づき、地下水移行シナリオに対して、処分概念に依らない生活圏共通モデル・パラメータセットを整備し、事故廃棄物の処分の適用性評価に用いるための線量への換算係数を算出した。

報告書

平成29年度原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 石崎 梓; 岩井 毅行*; 瀬口 栄作; 松永 祐樹*; 河端 智樹; 豊田 政幸*; 飛田 晋一朗*; 平賀 祥吾*; et al.

JAEA-Technology 2018-015, 120 Pages, 2019/02

JAEA-Technology-2018-015.pdf:15.01MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。ここでは、平成29年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果についてまとめた。過去の福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果から線量率の変化量を評価し、変化量に寄与する要因について考察した。また、これまで課題となっていた空気中のラドン子孫核種の弁別手法の開発およびシステム化を行い、実際の測定結果に本手法を適用して、空気中のラドン子孫核種の測定に与える影響について評価した。さらに、複数のGPS受信機用いて同時にデータ取得することによって、位置測定誤差による解析結果への影響評価を行った。

報告書

ロボット試験用水槽の温度挙動評価法の開発

荒川 了紀; 野崎 信久

JAEA-Technology 2018-013, 51 Pages, 2019/02

JAEA-Technology-2018-013.pdf:7.75MB

楢葉遠隔技術開発センターは、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(1F)の事故後の廃炉作業に向けて必要となる各種試験設備が設置され、外部利用を受け入れている。試験設備のうち、水中ロボットの試験用水槽は、室温から60$$^{circ}$$Cまで昇温させた温度条件下で試験が可能な設備となっている。この試験用水槽を昇温させた場合の温度上昇挙動を把握するため、室温から60$$^{circ}$$C(最高設定温度)まで昇温させる昇温試験を行い、昇温時のデータを取得している。そこで、得られた昇温時のデータを基に温度挙動を評価する伝熱モデルを構築し、水槽の温度挙動評価法として確立した。本報告は、構築した伝熱モデルについてまとめるとともに、昇温時及び降温時の温度評価法についてまとめたものである。なお、本開発において作成した温度評価コードの使用マニュアルも策定した。

報告書

黒雲母のセシウム保持能に対する超音波照射の影響

有阪 真

JAEA-Research 2018-014, 27 Pages, 2019/02

JAEA-Research-2018-014.pdf:1.21MB

福島第一原子力発電所事故で発生する廃棄物管理の一助とするため、土壌成分の中ではセシウムが強く保持される黒雲母を対象に、超音波照射によるセシウム保持能に対する影響を検討した。セシウム水溶液に黒雲母粉末を懸濁させたものを試料として200, 430及び950kHzの超音波を照射した。430kHzの超音波を照射した場合のみ、セシウム保持能が低下する(水相中のセシウム濃度が増加する)ことがわかった。また、今のところ再現できていないが、超音波照射により黒雲母粉末の懸濁状態の安定性が低下したり、照射を停止した後もセシウム濃度が増加し続けたりする現象を一例ずつではあるが観察した。

報告書

東京電力福島第一原子力発電所事故時におけるオフサイトの防災業務関係者の外部被ばく線量評価(受託研究)

嶋田 和真; 佐々木 利久*; 飯島 正史*; 宗像 雅広

JAEA-Research 2018-012, 68 Pages, 2019/02

JAEA-Research-2018-012.pdf:4.15MB

防災業務関係者の放射線防護を検討するために、東京電力福島第一原子力発電所事故時のオフサイトの防災業務関係者の外部被ばく線量を評価した。2011年3月12日から31日までに活動内容が詳細に記録された防災業務関係者の1日毎の個人線量の最大値は12日に双葉町で避難支援に従事していた防災業務関係者の650$$mu$$Svであった。次に、大気拡散沈着計算コードを用いて先行研究により推定されたソースタームから放射性核種の大気中濃度と地上面沈着量を計算し、オフサイトの空間線量率を推定した。そして、防災業務関係者の記録の中で日々の活動内容と個人線量が連続的に記録されていた6名に対して外部被ばく線量を計算し、活動領域における計算結果の最大値及び平均値と個人線量計の測定値とを比較した。その結果、活動領域の線量率の最大値から算出した外部被ばく線量の計算値が実測値を概ね包含することを示した。

報告書

Preliminary combustion analyses using OpenFOAM

Thwe, T. A.; 寺田 敦彦; 日野 竜太郎

JAEA-Technology 2018-012, 45 Pages, 2019/01

JAEA-Technology-2018-012.pdf:4.34MB

原子力発電所に関連するシビアインシデントや製造工程のリスク以外に、原子力廃棄物のリスクも社会を脅かす可能性がある。低レベル及び高レベルの放射性廃棄物を含む核廃棄物の長期保管下では、金属廃棄物の腐食や容器壁自体の腐食及び廃棄物中の水の放射線分解により水素が自発的に発生する。そこで、水素安全及び環境汚染のリスク低減のために、放射性廃棄物容器における水素燃焼爆発の挙動と特性を調べることとした。本報告書では、OpenFOAMを適用し、簡易コンテナー内におけるメタン燃焼の温度, 速度と二酸化炭素分布を調べる数値解析シミュレーションを行った。燃焼シ解析では、LESフレームを備えているFireFoamソルバーを使用した。結果として、容器の高さ及び流入口のサイズが大きくなるとともに平均温度が上昇することが分かった。一方、FireFoamソルバーで行ったメタン、水素及びヘリウムの拡散挙動シミュレーションから、メタンや水素よりもヘリウムのほうが速く拡散することが明らかにした。XiFoamソルバーを利用することにより、化学量論的条件下で立方体燃焼容器における水素空気予混合火炎の火炎伝播半径が得られた。

報告書

ロボット試験用水槽の昇温試験

荒川 了紀; 野崎 信久; 平田 雄二*

JAEA-Technology 2018-009, 28 Pages, 2019/01

JAEA-Technology-2018-009.pdf:2.94MB

楢葉遠隔技術開発センターは、試験棟と研究管理棟から構成され、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(1F)の事故後の廃炉作業に向けて必要となる各種試験設備が設置されている。試験設備のうち、水中ロボットの試験用水槽は、室温から60$$^{circ}$$Cまで昇温させた温度条件下で試験が可能な設備となっている。そこで、設置した試験用水槽を昇温させた場合の水槽内の温度分布及び温度上昇挙動を把握することを目的に、室温から60$$^{circ}$$C(最高設定温度)まで昇温させる昇温試験を行うとともに、解析的検討を行った。本報告は、その昇温試験で得られた実測結果と解析による比較検討結果をまとめたものである。

報告書

平成29年度無人飛行機を用いた放射性プルーム測定技術の確立(受託研究)

眞田 幸尚; 西澤 幸康*; 越智 康太郎; 結城 洋一*; 石崎 梓; 長田 直之*

JAEA-Research 2018-009, 48 Pages, 2019/01

JAEA-Research-2018-009.pdf:14.77MB

原子力施設の事故時において、住民の避難計画の決定には放出された放射性プルームの挙動予測が不可欠である。現在は、大気拡散シミュレーションを基本とした予測システムは原子力防災のツールとして実用化されているものの、放射性プルームを実測できるツールは存在しない。本研究では、技術革新の著しい無人飛行機を用いて、大気中の放射性物質濃度を地上からの寄与や機体への汚染と弁別して測定できるシステムの試作機の開発を行った。また、前年度実施した放射性プルームのレスポンス計算に重要なパラメータとなる機体への沈着速度を求めるため、模擬エアロゾルを用いた暴露実験を実施した。さらに、検出システムの開発とともに、プルームの動きをリアルタイムに予測し、最適なフライトプランを導出するアルゴリズムの開発を行った。本レポートは3か年計画の2年目の成果をまとめたものである。

報告書

Proceedings of the Fukushima Research Conference on Development of Analytical Techniques in Waste Management (FRCWM 2018); June 19th and 20th, Tomioka Town Art & Media Center, Tomioka, Futaba, Fukushima, Japan

三枝 純; 駒 義和; 芦田 敬

JAEA-Review 2018-017, 259 Pages, 2018/12

JAEA-Review-2018-017.pdf:53.88MB

廃炉国際共同研究センター(CLADS)は、福島第一原子力発電所の廃止措置の加速化や人材育成に資するため、国内外の研究協力を進めている。CLADSは、「廃棄物の分析技術開発に関する研究カンファレンス(FRCWM2018)」を2018年6月19日$$sim$$20日に開催した。本報告書は上記研究カンファレンスの講演要旨と発表資料を収録したものである。

報告書

平成28年度楢葉遠隔技術開発センター年報

福島研究開発部門 福島研究開発拠点 楢葉遠隔技術開発センター

JAEA-Review 2018-014, 52 Pages, 2018/12

JAEA-Review-2018-014.pdf:5.62MB

楢葉遠隔技術開発センターは、試験棟と研究管理棟から構成され、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(1F)の事故後の廃炉作業に向けて必要となる各種試験設備が設置されている。廃炉作業に携わる企業や研究開発機関、教育機関など幅広い利用者がこれらの試験設備を用いて遠隔操作ロボットの特性把握や性能評価を通じてロボット開発など効率的にできるほか、多くの企業が一堂に会して展示会、廃止措置に係る有識者の会議開催など様々な利用ができる拠点として、平成28年4月より本格的な運用を開始した。平成28年度の施設利用件数は38件である。また、建設当時から多くの方々の関心を集め、平成28年度には4,212名の視察・見学者を受け入れた。今後も引き続き幅広い分野での利用を受け入れるとともに、利用者のニーズを的確に反映した試験設備の拡充を進めて利用促進を図り、1Fの廃止措置及び福島復興における遠隔技術の研究開発拠点として展開してゆく。本報告は、当センターにおいて平成28年度に実施した遠隔技術開発、緊急時対応遠隔機材の整備と訓練、要素試験エリア等の利用状況などの活動状況についてまとめたものである。

報告書

STACY(定常臨界実験装置)施設の更新に係るモックアップ試験(給排水システムの性能確認)

関 真和; 前川 知之; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

JAEA-Technology 2017-038, 52 Pages, 2018/03

JAEA-Technology-2017-038.pdf:4.6MB

日本原子力研究開発機構では、溶液燃料を用いるSTACY(定常臨界実験装置)施設を「棒状燃料と軽水減速材を用いる熱中性子炉用臨界実験装置(STACY更新炉)」に更新する計画を進めている。これまでのSTACYは、炉心タンクへ供給する溶液燃料の体積を調整する液位制御方式を採用していたが、STACY更新炉は、炉心タンクへ減速材の給水量を調整する水位制御方式を採用する。この水位制御について、これまでに行った基本設計の妥当性を検証するため、実機とほぼ同一構造の設備・機器を用いた給排水系モックアップ試験装置を製作した。モックアップ試験では、最大給水流量の制限、給水流量の調整、給水停止等の性能確認を行った。本書では、STACY更新炉給排水系のモックアップ試験の結果について報告する。

報告書

分析・研究施設第1期施設設計報告書

市村 隆人; 高橋 育; 岩佐 薫; 野澤 芳彦

JAEA-Technology 2017-037, 322 Pages, 2018/03

JAEA-Technology-2017-037.pdf:69.64MB

大熊分析・研究センターの施設整備は、福島第一原子力発電所の廃止措置を推進するため、国の定めるロードマップに従い、第1期施設と第2期施設に区分して整備を進めているところである。第1期施設として、放射線量が低・中線量の廃棄物(ガレキ, 伐採木(焼却灰)、解体廃棄物等)の分析を行う「第1棟」、分析・研究施設の管理施設となる「施設管理棟」、敷地造成・外構及び屋外ユーティリティ等の実施設計を行った。工事に際しての被ばく防護、汚染防止の他に、施設供用開始後の滞在者の屋外汚染線源からの被ばく低減、分析結果の信頼を目指した遮へい及び外気流入抑制・防止等を意図して設計している。また、林地開発変更申請をはじめとする官庁協議、内装設備との設計条件調整、福島第一原子力発電所インフラ設備との取合い調整、特定原子力施設としての実施計画書変更許可申請等に関する関係者との調整を行い、設計を推進した。本報告書は、実施設計成果図書を補足するものとして、仕様の決定経緯、根拠等をまとめたものである。本報告書以降に実施する第1期施設の工事及び第2期施設については、別途取りまとめて報告する予定である。

報告書

福島の環境回復に係る包括的評価システムの整備に向けた取り組み

齊藤 宏; 野澤 隆; 武宮 博; 関 暁之; 松原 武史; 斎藤 公明; 北村 哲浩

JAEA-Review 2017-040, 34 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-040.pdf:9.52MB

平成23年3月11日に福島第一原子力発電所の事故が発生し環境中へ大量の放射性物質が放出された。これらは自然の駆動力によって移動、生活圏に到達し健康等に影響を及ぼす可能性が懸念されており、事故状況の把握や影響評価や対策のため調査研究が多く行われている。原子力機構は、取得データと関係省庁等が取得した公開データを収集・整理し「環境モニタリングデータベース」として公開している。また、これらデータ及び既存または開発した計算コードを用いて「統合解析支援環境」の中で事故後の状況再現や将来予測のため解析を行っている。また、これら知見は他研究機関の成果とあわせ「環境回復知識ベース」として一般の方々が理解できるよう公開ウェブサイトにQ&A方式で公開している。これら三要素を包含し「福島の環境回復に係る包括的評価システム」と呼ぶ。これらは本来は相互に関連し一システムとして機能すべきところ、現状では独立して機能している。また、十分にオープンで理解しやすい形で外部に発信されているとは言えない。そこで、データや成果に対しより理解を深めることができ求める情報に容易にたどり着けるよう、当システム全体及び各要素の整備を行っていく。

報告書

SWAT4.0を用いたBWR燃料の照射後試験解析

菊地 丈夫; 多田 健一; 崎野 孝夫; 須山 賢也

JAEA-Research 2017-021, 56 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-021.pdf:2.15MB

東京電力福島第一原子力発電所事故の対策において、燃料デブリの臨界管理は最も重要な研究課題の一つである。現在の我が国の使用済燃料の臨界管理では、新燃料の組成を仮定している。この仮定を燃料デブリに適用した場合、燃料デブリ中の含水を考慮し、Gdなどの中性子吸収材を含まない体系においては、多くの条件において実効増倍率が1.0を超える可能性がある。そのため、燃焼度クレジットの適用が現在検討されている。燃焼度クレジットを燃料デブリの臨界管理に適用するためには、使用済燃料の同位体組成の計算精度と同位体組成の測定値と解析値の差異が実効増倍率に与える影響について検証する必要がある。原子力機構では使用済燃料の同位体組成の参照解を得ることを目的として燃焼計算コードSWAT4.0を開発した。SWAT4.0の計算精度を検証するため、東京電力福島第二原子力発電所2号機の8$$times$$8BWR燃料集合体(2F2DN23)のPIE解析を実施した。

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