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伊藤 均; 久米 民和; 橋本 昭司; 泉 文男*
JAERI-Tech 95-054, 88 Pages, 1995/12
食品照射に関する正しい理解を得るためには、業界や消費者、行政機関などに健全性(安全性)、照射効果、照射技術などの情報を提供する必要がある。本データベース整備では健全性、照射効果、照射技術、検知法、Q&Aの5分野で約620件のデータを入力した。食品照射データベースには昭和30年代の古い文献も多く含まれており、国際的にも貴重なデータが多く入力されている。本データベースの多くは日本語で入力されているが、健全性については国際機関などで行われた多くの研究成果やレビューなどが英文で入力されている。食品照射の研究分野は食品科学、栄養学、微生物学、放射線生物学、分子生物学、医学、農学、放射線化学、照射技術などにまたがっており、本データベースを公開することにより食品照射ばかりでなく放射線利用や原子力安全など広い分野に役立つことが期待される。
山本 信夫; 泉 文男*
JAERI-Data/Code 95-018, 634 Pages, 1995/12
JAERI-Data-Code-95-018.pdf:27.21MB
日本原子力研究所では、原子力安全性研究などで必要となる国内の原子力発電プラントの設計情報を、迅速かつ的確に提供する目的で、「原子力発電プラント・データベース(PPD)」を構築している。PPDは、国内の軽水炉原子力発電プラントの原子炉設計許可申請書を情報源として、各プラントの設計方針、機器の台数や容量、材料、構造、型式などをデータベース化したものである。本報告書は、PPDを利用者がより有効に活用できるように、データベース構造、データ格納ファイルのファイル様式などを中心に、これまでにデータベース化した設計情報の項目をまとめたものである。
泉 文男; 堀上 邦彦; 小林 健介; 生田目 健
JAERI-M 92-204, 532 Pages, 1993/01
原子力発電プラント・データベース(PPD)は、原子力発電所の設置(変更)許可申請書を情報源とする4階層のツリー構造のデータベースである。本データベースから必要な情報が必要時に迅速かつ的確に検索できるよう、3種の情報検索機能(分類ガイド検索、文字列検索および条件検索)を有する情報検索システムを整備した。本報告書は、日本国内で運転、建設及び建設準備中であるPWR型原子力発電プラント22基について、より広範な利用者の便に供するため主要設備の性能及び機器の仕様を体系的に整理し冊子体にまとめたものである。
泉 文男; 堀上 邦彦; 小林 健介; 生田目 健
JAERI-M 92-203, 648 Pages, 1993/01
原子力発電プラント・データベース(PPD)は、原子力発電所の設置(変更)許可申請書を情報源とする4階層のツリー構造のデータベースである。本データベースから必要な情報が必要時に迅速かつ的確に検索できるよう、3種の情報検索機能(分類ガイド検索、文字列検索および条件検索)を有する情報検索システムを整備した。本報告書は、日本国内で運転、建設及び建設準備中であるBWR型原子力発電プラント25基について、より広範な利用者の便に供するため主要設備の性能及び機器の仕様を体系的に整理し冊子代にまとめたものである。
泉 文男; 堀上 邦彦; 小林 健介
JAERI-M 90-218, 67 Pages, 1990/12
原子力発電プラント・データベース(PPD)は、原子力発電所の設置(変更)許可申請書を情報源とする4階層のツリー構造のデータベースである。本データベースから必要な情報が必要時に迅速かつ的確に検索できるよう、3種の情報検索機能(分類ガイド検索、文字列検索および条件検索)を有する情報検索システムを整備した。本報告書は、日本原子力研究所大型汎用計算機の日本語処理機能を有する端末装置からの利用者に対する利用手引書である。
泉 文男; 伊藤 昇; 樋口 澄則; 小林 健介; 飛岡 利明
JAERI-M 87-050, 391 Pages, 1987/03
日本原子力研究所では,1983年から6ケ年計画で原子炉の安全規制や安全性研究に役立たせる事を目的とした原子力発電プラント・デ-タベ-スPPD(Nuclear Power Plant Database)の開発を進めている。PPDは、原子炉設置(変更)許可申請書のデ-タを体系的に整理し、電子計算機に収録してデ-タベ-スにしたものである。対象としたPWR発電炉は、国内で運転、建設或いは建設準備中のもの17基である。その他外国の主な発電炉についても、設備の概要のデ-タを収録してある。本報告書は、PPDに収録されているデ-タのうち、原子炉設備(変更)許可申請書添付書類第8章「原子炉施設の安全設計に関する説明書」に記載されているもの、即ち、設備、機器の性能や仕様に関するデ-タだけを抜き出し打て、より広範な利用のためにデ-タ集の形に整理したものである。外国のデ-タについても比較の参考になるものは併記した。
泉 文男; 伊藤 昇; 樋口 澄則; 小林 健介; 飛岡 利明
JAERI-M 87-049, 325 Pages, 1987/03
日本原子力研究所では,1983年から6ケ年計画で原子炉の安全規制や安全性研究に役立たせる事を目的とした原子力発電プラント・デ-タベ-スPPD(Nuclear Power Plant Database)の開発を進めている。PPDは、原子炉設置(変更)許可申請書のデ-タを体系的に整理し、電子計算機に収録してデ-タベ-スにしたものである。対象とした発電炉は、国内で運転、建設或いは建設準備中のもの40基である。その他外国の主な発電炉についても、設備の概要のデ-タを収録してある。本報告書は、PPDに収録されているデ-タのうち、原子炉設備(変更)許可申請書の添付書類第8章「原子炉施設の安全設計に関する説明書」に記載されているもの、即ち、設備、機器の性能や仕様に関するデ-タだけを抜き出して、より広範な利用のためにデ-タ集の形に整理したものである。外国のデ-タについても比較の参考になるものは併記した。
泉 文男; 市川 逵生
JAERI-M 84-113, 35 Pages, 1984/06
原子力発電プラント・データベースの開発は、1983年4月より整備・開発が行われ、日本国内において運転及び計画されている原子力発電プラントの原子炉施設の安全設計に関するデータについて、データベースの整備が終了した。この報告書は、そのデータをディスプレイ上で検索するための利用手引書である。
石川 雅章*; 泉 文男; 須藤 高史
JAERI-M 84-051, 40 Pages, 1984/03
この報告書は、原子力発電プラント・データベースシステム開発の一環として行われた共同研究の成果について述べるものである。共同研究では、公開されている原子炉設置許可申請書中の安全設計データを中心とするデータに、日本語処理とイメージ処理を適用するデータベースシステムの概念設計を行ったもので、その成果の概要を述べている。
泉 文男; 中村 仁一
JAERI-M 82-132, 481 Pages, 1982/10
日本国内の原子力発電プラントの性能・装置・機器について、1981年12月までのデータを整理・収録している。このデータ集は、先の報告書1979年版(JAERI-M8947)と、1980年版(JAERI-M9629)の両報告書を基礎に、データの変更のあったものは修正し、また新たに入手したデータは追加されている。収録のデータは、すべて専用のデータ処理プログラム"FREP"によって処理され、表形式にまとめられている。今年度版には、端末からTSS(Time Sharig System)サービス網を利用してデータ検索する方法をAppendixに加えた。
原山 泰雄; 泉 文男
JAERI-M 9683, 140 Pages, 1981/10
FREC-4Aは原子炉通常運転下の燃料棒の挙動を解析する。燃料棒の挙動はその照射履歴に従って計算される。プログラムは、下部に挿入された初期負荷スプリング(あるいは支持カラー)の効果を含んで、PCMIによって引き起こされる燃料棒全長についての被覆の伸びを計算することに重点がおかれている。FREC-4Aは燃料棒を軸方向にセグメントに分割する。セグメントにおいて、温度、応力と歪は軸対称であり、軸方向の歪は燃料ペレットと被覆のそれぞれについて一定であると仮定する。セグメントはさらに半径方向に同心状リング要素に分割され、二次元軸対称有限要素法が適用され、燃料棒全長についての全体剛性方程式が導かれる。長さに沿った接触力、変位はこの方程式を解くことにより求められる。この報告書は、FREC-4Aの理論と使用マニアルを記載する。
原山 泰雄; 泉 文男; 石橋 明弘*
JAERI-M 9631, 71 Pages, 1981/08
プログラムFREGシリーズは、燃料棒内の温度分布とそれに基づく蓄積熱量を計算する。温度分布は燃料棒の照射履歴に従って計算される。燃料棒内の温度は,燃料ペレット表面と被覆内面との間のギャップ熱伝達係数に強く影響される。したがって、FREGもこの熱伝達係数をいかに求めるかに重点がおかれている。FREG-4は、FREG-3の拡張プログラムである。FREG-3からの主要な変更点は、ギャップ熱伝達に影響を持つF.P.ガスの放出率の取扱いてある。すなわち、ペレット残留のガスと放出されたガスを区別して取扱う。この報告書は、FREG-3から修正されたモデルと入力手引を記載している。
泉 文男; 原山 泰雄
JAERI-M 9629, 274 Pages, 1981/08
日本国内の加圧水型原子力発電プラントの性能、装置、機器について、1980年12月までに入手したデータを整理、収録している。これらのデータは、1979年版(JAERI-M8947)のデータに変更が生じたものは修正され、新たに建設されたプラントに関するデータは追加して1980年版を編集した。収録のデータは、すべて専用のデータ処理プログラムFREPによって処理され、表形式にまとめられている。
泉 文男; 森島 淳好; 鈴木 元衛; 原山 泰雄
JAERI-M 8947, 420 Pages, 1980/07
日本国内の原子力発電プラントの性能、装置、機器について1979年12月までのデータを整理、収録している。これらのデータは、1978年版(JAERI-M8083)以後の変更については修正され、また新たなプラントについては追加されている。収録のデータは、専用のデータ処理プログラムFREPによって処理され、表形式にまとめられている。
原山 泰雄; 泉 文男; 藤田 操
JAERI-M 8407, 75 Pages, 1979/08
プログラムFREC-3は、原子炉燃料棒の設計パラメータが照射に従ってどのように変化するかを計算し、燃料棒の安全性評価を行うことを目的にしている。特に被覆管の歪の照射による変化を評価することに重点をおいている。この報告書は、FREC-3の計算方法およびそれに含まれるモデルについて記述する。
原山 泰雄; 泉 文男; 山田 礼司; 中島 鐵雄
JAERI-M 8107, 21 Pages, 1979/03
燃料棒のペレットと被覆管との間の接触圧力は、被覆管にかかる応力等の評価に必要である。最近これらの評価は計算機プログラムを利用して行なわれている。しかし、プログラムによる数値解の検討には解析解との比較を必要とする。二次元軸対称問題を燃料棒に適用し接触圧力を求める式をまとめた。平面歪、平面応力、Lameの条件および軸方向にすべりがおこる条件下の接触圧力の表示式を整理し、各条件における相互関係を論じた。
泉 文男; 原山 泰雄; 中島 鐵雄
JAERI-M 8083, 320 Pages, 1979/02
日本国内における原子力発電プラントの性能・機器・装置についてのデータを整理、収録したJAERI-M7261(1977)に基づき、その後の原子力発電プラントの増加や変更などに伴うデータの追加、修正を電算機により処理し、1978年12月までの各プラントのデータを表形式にまとめた。
大木 直久*; 原山 泰雄; 武田 常夫; 泉 文男
JAERI-M 7417, 30 Pages, 1977/12
燃料棒の安全性評価作業の一環として、燃料棒内の温度分布が計算される。燃料ペレット内の温度分布を決定する重要な要素の1つは、ギャップにおける熱伝達率である。ギャップ熱伝達率を決定する要因の1つとして燃料棒内の混合ガスの熱伝導率がある。燃料棒内のガスの組成は初期封入のHeとF.PであるXe,Krと考えられる。Xe、Krは燃焼度に従って変化する。プログラムGAPCONシリーズは、FREG-3は混合ガスの熱伝導率を求めるため、これらガスの生成量を時間、出力、中性子束の関数として求めている。この報告書は、これらプログラムに使用されているF.P、ガス量の評価の方法、その損失について検討した結果をまとめている。
原山 泰雄; 泉 文男
JAERI-M 7278, 60 Pages, 1977/09
FREG-3は、燃料棒内の温度分布およびそれに基づく蓄積熱量の計算を行う。この計算は通常運転状態下の温度分布を燃料棒の照射履歴に従って求めるものである。プログラムの主たる目的は、燃料棒の安全性評価上重要なLOCA直前の蓄積熱量の評価であるが、プログラム組込みの計算モデルを適切に使用することによってFREG-3は最良推定値用プログラムとしても使用可能である。この報告書は、FREG-3の計算法とプログラム組込みの計算モデルについて解説したものである。
泉 文男; 原山 泰雄
JAERI-M 7261, 255 Pages, 1977/09
日本国内の原子力発電プラントの性能・機器・装置についてのデータを整理、収録したJAERI-M5959(1975),JAERI-M6732(1976)に基づき、その後の原子力発電プラントの増加や、変更等に伴なうデータの追加、修正を電算機により処理し、1977年6月までの各プラントのデータを表形式にまとめた。