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論文

長期的な地形変化と気候変動による地下水流動状態の変動性評価手法の構築

尾上 博則; 小坂 寛*; 松岡 稔幸; 小松 哲也; 竹内 竜史; 岩月 輝希; 安江 健一

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 26(1), p.3 - 14, 2019/06

高レベル放射性廃棄物の地層処分の安全評価は、処分施設閉鎖後、数万年以上に及ぶ時間スケールを対象として実施される。そのため、長期的な自然現象による影響を考慮した地下水の流速や移行時間といった地下水流動状態の長期変動性の評価技術の整備は重要な技術開発課題である。本研究では、長期的な自然現象のうち隆起・侵食による地形変化や気候変動に着目し、それらに対する地下水流動状態の変動性を、複数の定常解析結果に基づく変動係数で評価可能な手法を構築した。岐阜県東濃地域を事例とした評価手法の適用性検討の結果、過去100万年間の地形変化や涵養量の変化による影響を受けにくい地下水の滞留域を三次元的な空間分布として推定した。本評価手法を適用することで、地層処分事業の評価対象領域において、地形変化や気候変動に対する地下水流動状態の変動性が小さい領域を定量的かつ空間的に明示することができる。さらに、岐阜県東濃地域における事例検討結果を踏まえて、外挿法を用いた地下水流動状態の変動性の将来予測の基本的な考え方を整理するとともに、将来予測手法の適用可能な時間スケールについて考察した。

論文

High-pressure studies of DyB$$_2$$C$$_2$$

山内 宏樹; 長壁 豊隆; 小坂 昌史*; 松岡 英一*; 小野寺 秀也*

Journal of the Korean Physical Society, 62(12), p.2084 - 2087, 2013/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.72(Physics, Multidisciplinary)

We performed single-crystal neutron diffraction experiments and electrical resistivity measurements under high pressure on DyB$$_2$$C$$_2$$ showing both of the antiferroquadrupolar (AFQ) and antiferromagnetic (AFM) orders. The N$'e$el temperature $$T_N$$ increases gradually with increasing pressure and saturates above 5.2 GPa while the AFQ transition temperature $$T_Q$$ decreases almost monotonically up to 3.13 GPa and seems to merge with $$T_N$$ at around 6-7 GPa. These results indicate that the application of pressure suppresses the AFQ ordering in DyB$$_2$$C$$_2$$ and simultaneously enhances the AFM interaction between 4$$f$$ spins. The suppression of the AFQ ordering can be interpreted as being due to the restriction of the local strain associated with the AFQ transition by applying pressure.

報告書

OECD/NEA,SCORPIO-VVERプロジェクト; VVER型原子力プラントの炉心監視機能の高度化

鴻坂 厚夫; 鈴土 知明

JAERI-Review 99-012, 22 Pages, 1999/03

JAERI-Review-99-012.pdf:1.1MB

旧東欧支援の一環として、西側PWR用に開発された炉心監視システムSCORPIOを旧ソ連型PWRプラント(VVER)に移植するOECD/NEAプロジェクトが科学技術庁の財政的支援により1996~7年度に実施された。プロジェクトはSCORPIOの開発元であるノルウェーハルデン炉計画と、設置先であるチェコ電力公社ドゥコヴァニ・プラントが中心となって実施された。報告者らはプロジェクト運営委員会の日本代表を勤め、プロジェクト実施に関して技術的なアドバイス等を行うことによりプロジェクトの運営に参加した。本報告書はプロジェクトの概要と技術的情報をまとめたものである。

論文

Progress of LWR safety research in Japan

鴻坂 厚夫; 藤城 俊夫; 杉本 純

10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 1, p.341 - 346, 1996/00

我が国における軽水炉安全性研究は、国が定める安全研究年次計画の重点分野の一つとして実施されている。通常運転及び異常な過渡変化時における燃料の健全性、原子炉機器の経年変化と構造健全性、事故時における燃料挙動と熱水力、シビアアクシデント、確率論的安全評価、及びヒューマン・ファクターに関する研究が精力的に進められている。本稿では、我が国における軽水炉安全性研究の進展について記述している。

報告書

照射試験片の再生技術への開発; 平成5年度原研・IHI共同研究成果報告書

鬼沢 邦雄; 深谷 清; 西山 裕孝; 鈴木 雅秀; 柴田 勝之; 鴻坂 厚夫; 見原 正一郎*; 中村 照美*; 佐藤 彰*; 吉田 和夫*; et al.

JAERI-Tech 94-017, 58 Pages, 1994/09

JAERI-Tech-94-017.pdf:2.74MB

原子力プラントの供用期間を延長する場合、原子炉圧力容器の監視試験用試験片が不足する可能性がある。そのため、試験済みのシャルピー衝撃試験片を有効に利用し、シャルピー試験片を再生する手法として、表面活性化接合法の適用性を検討した。表面活性化接合法では、真空中で回転摩擦を用いて表面を活性化することにより、原理的に試験片を溶融させずに低温で接合させることが可能である。本報告では、原子炉圧力容器用鋼材を用いて、表面活性化接合法によるシャルピー試験片再生法の基礎的検討を行った。この結果から、接合部近傍の組織変化領域幅を片側1.5mm以下、照射温度以上に上昇する領域幅を片側3mm以下に抑えることができることがわかった。本手法が、他の溶接による接合法と比較して、より優れた試験片再生法であることが確認できた。

論文

Results of reliability test program on light water reactor piping

柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 植田 脩三; 栗原 良一; 鬼沢 邦雄; 鴻坂 厚夫

Nucl. Eng. Des., 153, p.71 - 86, 1994/00

 被引用回数:10 パーセンタイル:67.24(Nuclear Science & Technology)

原研では、科技庁の委託を受けて、軽水炉一次冷却系配管の安全性および信頼性を実証することを目的として「配管信頼性実証試験」を実施してきた。本論文は実証試験の成果の概要を取りまとめたものである。本試験では、配管健全性、破断前漏洩成立性および配管破断時の防護対策の有効性を実証するため、この3項目に対応する試験として配管疲労試験、破断前漏洩試験及び配管破断試験を実施した。配管疲労試験では、平板および配管を供試体とする疲労試験を行った。その結果、配管における疲労亀裂進展評価法を策定するとともに配管の健全性を実証した。破断前漏洩試験では、配管の不安定破壊試験および冷却水漏洩試験を行いLBB成立性を実証した。配管破断試験では、配管破断にともなうジェットの影響の評価法およびパイプホイップ挙動の簡易評価法を策定するとともに配管破断時のジェットの影響およびレストレントの有効性を実証した。

論文

Major topics of LWR safety research in Japan

市川 逵生; 鴻坂 厚夫; 藤城 俊夫

Proc. of the 9th Pacific Basin Nuclear Conf., Vol. 2, 0, p.583 - 588, 1994/00

日本における軽水炉安全研究は原子力研究の重要な研究分野の一つであり国の定める年次計画に基づき進められている。現在の主要な研究分野は、通常運転時及び事故時の燃料挙動研究、経年変化研究を含む構造健全性研究、事故時の熱水力研究、シビアアクシデント研究、確率的安全評価研究、人的因子研究等である。これら軽水炉安全研究における主要研究分野の現状を紹介する。

論文

軽水炉1次冷却系配管信頼性実証試験の成果概要

柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 植田 脩三; 栗原 良一; 鬼沢 邦雄; 鴻坂 厚夫

日本原子力学会誌, 35(10), p.923 - 939, 1993/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:19.22(Nuclear Science & Technology)

原研では、科学技術庁の委託を受けて、軽水炉一次冷却系配管の安全性・信頼性を実証することを目的として「配管信頼性実証試験」を実施してきた。本報告は、実証試験の成果を取りまとめたものである。本試験では、配管健全性、破断前漏洩成立性および配管破断時の防護対策の有効性を実証するため、この3項目に対応する試験として配管疲労試験、破断前漏洩試験および配管破断試験を実施した。配管疲労試験では、平板および配管を供試体とする疲労試験を行った。その結果、配管における疲労亀裂進展評価法を策定するとともに配管の健全性を実証した。破断前漏洩試験では、配管の不安定破壊試験および冷却水漏洩試験を行いLBB成立性を実証した。配管破断試験では、配管破断にともなうジェットの影響の評価法およびパイプホイップ挙動の簡易評価法を策定するとともに配管破断時のジェットの影響およびレストレントの有効性を実証した。

論文

Results of piping reliability test program at JAERI

柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 植田 脩之*; 栗原 良一; 鬼沢 邦雄; 鴻坂 厚夫

Proc. of 6th German-Japanese Seminar on Structural Strength and NDE Problems in Nuclear Engineering, 19 Pages, 1993/00

原研では、科技庁の委託を受けて、軽水炉一次冷却系配管の安全性および信頼性を実証することを目的として「配管信頼性実証試験」を実施してきた。本報告は、実証試験の成果を取りまとめたものである。本試験では、配管健全性、破断前漏洩成立性および配管破断時の防護対策の有効性を実証するため、この3項目に対応する試験として配管疲労試験、破断前漏洩試験および配管破断試験を実施した配管疲労試験では、平板および配管を供試体とする疲労試験を行った。その結果、配管における疲労亀裂進展評価法を策定するとともに配管の健全性を実証した。破断前漏洩試験では、配管の不安定破壊試験および冷却水漏洩試験を行いLBB成立性を実証した。配管破断試験では、配管破断にともなうジェットの影響の評価法およびパイプホイップ挙動の簡易評価法を策定するとともに配管破断時のジェットの影響およびレストレントの有効性を実証した。

論文

RETRANコードによる不安定境界同定手法の開発

新谷 文将; 平野 雅司; 吉田 一雄; 松本 潔; 横林 正雄; 鴻坂 厚夫

日本原子力学会誌, 34(9), p.879 - 888, 1992/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

1988年3月9日、米国の沸騰水型炉(BWR5)ラサール2号炉で発表した中性子束振動事象に関して、何故振動発生に至ったのか、また、他のBWRと何がどの程度異なっていたために振動発生に至ったのかを明らかにするため、米国電力研究所(EPRI)で開発した過渡解析コードRETRANを用いて、不安定性の発生する領域を同定するための手法を開発し、その適用性を種々の物理量に関する感度解析と振動不安定性の実験の解析を実施する事により検証した。この結果、開発した解析手法は不安定性の発生する領域の同定に適用可能であることが分かった。また、開発した解析手法をイン・フェーズ振動とアウト・オブ・フェーズ振動の不安定境界の包含関係の検討に適用した。この結果、イン・フェーズ振動の境界を得る事ができた。しかし、アウト・オブ・フェーズ振動に関しては、一点近似核動特性モデルを使用したため求める事ができなかった。

論文

RETRANコードによるラサール2号炉中性子束振動事象の解析

新谷 文将; 平野 雅司; 吉田 一雄; 松本 潔; 横林 正雄; 鴻坂 厚夫

日本原子力学会誌, 34(6), p.565 - 575, 1992/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:17.73(Nuclear Science & Technology)

1988年3月9日、米国ラサール2号炉で発生したBWRの中性子束振動事象に関して、何故振動の発生に至ったのか、安定性の観点から出力分布の影響がどの程度であったのかを明らかにするための解析をRETRANコードを用いて実施した。事象の再現解析とラサール2号炉の不安定領域図を作成するための解析からラサール事象に於て自然循環時に炉心入口サブクール度が増大したために炉心の核熱水力状態が不安定になり、中性子束振動に至った事がわかった。出力分布に関する解析では、安定な出力分布として軸方向にサイクル末期の典型的な分布を、径方向に平坦な分布を仮定した場合にはラサール事象と同一なシナリオの過渡事象が発生しても振動には至らず、振動が発生するまでに炉心入口サブクール度で10k程度の余裕がある事が分かった。

報告書

Two-phase flow characteristics analysis code: MINCS

渡辺 正; 平野 雅司; 秋元 正幸; 田辺 文也; 鴻坂 厚夫

JAERI 1326, 232 Pages, 1992/03

JAERI-1326.pdf:4.82MB

一次元流路に於ける二相流現象を解析する為の数値計算の道具として、二相流特性解析コード:MINCSを開発した。MINCSは、9種類の二相流モデル-基本的な二流体非平衡モデルから単純な均質平衡流モデルまで-を同一の数値解法の基で取扱うことができる。数値解法は、数値的安定性の為、陰的有限差分法に基づいている。コードの構造は高度にモジュラー化されており、新しい構成式及び相関式の組み込み、評価を容易に行うことができる。また、流動状態にかかわらず流動様式を固定することが可能であり、状態方程式(蒸気表)も選択することができる。この為、物理的、或いは、数値的なベンチマーク問題への対応も容易である。

報告書

Description of code system PLES/PTS for evaluation of pressure vessel integrity during PTS events

平野 雅司; 鴻坂 厚夫

JAERI-M 92-006, 76 Pages, 1992/02

JAERI-M-92-006.pdf:1.53MB

加圧水型軽水炉(PWR:Pressurized Water Reactor)における加圧熱衝撃(PTS:Pressurized Thermal Shock)事象時の原子炉圧力容器健全性を評価する計算コードシステムPLES/PTSを開発した。このコードシステムは、非常用炉心冷却(ECC:Emergency Core Cooling)水と一次冷却水との熱混合解析と圧力容器壁内の応力分布の過渡解析、破壊力学に基づく亀裂進展解析を行う複数のメンバーコードで構成されている。本報告書では、本コードシステムで用いている解析手法と入力規約について述べる。

報告書

研究炉異常診断予測システムの開発; 早期異常検知スクラム回避エキスパートシステムの試作

横林 正雄; 松本 潔; 村山 洋二; 神永 雅紀; 鴻坂 厚夫

JAERI-M 90-207, 26 Pages, 1990/11

JAERI-M-90-207.pdf:0.58MB

本報告書は、研究炉(JRR-3)を対象にした異常時診断予測システムのサブシステムの一つとして、早期に定常からのずれを検知し、スクラム作動の可能性の予測とその回避を目的とするエキスパートシステムの試作結果について述べている。本システムは異常診断システムDISKETの機能を拡張しており、従来の機能に対し次の特徴を有している。(1)スクラム条件毎にスクラムの原因をフレームで表すことにより知識ベースの構造を簡単化している。(2)知識ベースに数式を定義しルールに数式を取り入れることによりルール表現に柔軟性を持たせている。本システムの性能を過渡事象を用いて評価した結果、検知された定常からのずれの原因が同定され、スクラム作動の時間余裕がスクラム回避のための手順と共に示され、外乱発生初期に対し、本手法は有効であることがわかった。

報告書

研究炉事故・故障データベースシステム,IDAS-RR; 使用手引書

松本 潔; 鴻坂 厚夫; 神永 雅紀; 村山 洋二; 大西 信秋; 間庭 正樹*

JAERI-M 90-055, 232 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-055.pdf:5.32MB

国内外の研究炉の事故・故障に関する情報を収録した研究炉事故・故障データベースシステムIDAS-RR(Incident Data Base System for Research Reactors)を開発した。IDAS-RRは、メニュー形式によってデータの入力、検索、更新、集計処理等、様々な形態の利用が可能なデータベースシステムであり、パーソナルコンピュータPC-9801上で作動する。IDAS-RRは、現在の目的も含め、研究炉を所有する機関に有用なデータベースと考えられる。1)研究炉における事故・故障分析の対象もしくは参考データ、2)研究炉異常診断システムの知識ベース構築のための解析用起因事象参考データ、3)研究炉における緊急時計画の策定の参考データ、本報告書はIDAS-RRの使用手引書である。

論文

Summary of RETRAN calculations on LaSalle 2 neutron flux oscillation event performed at JAERI

新谷 文将; 平野 雅司; 吉田 一雄; 松本 潔; 横林 正雄; 鴻坂 厚夫

CSNI-178, p.370 - 384, 1990/00

1988年3月9日、米国ラサール2号炉で発生した自然循環状態下での中性子束振動事象は、許認可時の安定性解析の妥当性等いくつかの課題を提起した。原研ではこの事象に関し、1)どのような経過で事象が推移し振動発生に至ったのか、2)当該事象発生のひとつの要因と言われている炉心内出力分布の大きな歪みの安定性への影響はどの程度か、ということを明らかにするための解析を過渡二相流解析コードRETRANを用いて実施した。解析の結果、1)ラサール事象中、炉心入口サブクール度が増大したため振動が発生したこと、2)通常運転時に得られる典型的な軸方向出力分布及び平坦な径方向出力分布を仮定した場合には、ラサール2号炉より自然循環時において振動発生までに炉心入口サブクール度で約10Kの余裕があることがわかった。

論文

Statistical method application to knowledge base building for reactor accident diagnostic system

吉田 一雄; 横林 正雄; 松本 潔; 鴻坂 厚夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 26(11), p.1002 - 1012, 1989/11

知識のルール表現を用いたエキスパートシステムの開発において直面する困難な問題の一つに、知識ベースをいかに客観性を保ちつつ効率良く作成するかがある。これに対する一つの試みとして、まず系統的な方法で知識ベースのプロトタイプを生成させ、次に実用システムでの使用に耐えるように専門知識を用いて改良を行うという知識ベース構築法を提案する。この手法の検証として原研で開発したエキスパートシステムDISKETのための知識ベースをPWRシミュレータから得たデータを基に作成した。統計的手法の一つである因子分析等を用い事故の分類、確信度の決定を行いプロトタイプ知識ベースを作成し、これを用いて多重故障も含めた種々の外乱に対する診断を行い良好な結果を得た。これにより本手法はプロトタイプの知識ベース構築に有効であることがわかった。

報告書

図形編集プログラムGRASYS; 使用手引書

松本 潔; 大久保 収二*; 鴻坂 厚夫; 滝川 好夫*; 小林 弘明*

JAERI-M 89-068, 150 Pages, 1989/05

JAERI-M-89-068.pdf:2.65MB

グラフィックディスプレイ上で図形を編集・表示するプログラムGRASYS(Graph Synthesis System)を開発した。GRASYSで扱う図形は作図指示データと呼ばれる言語形式で記述される。1つの図形を描く作図指示データの集まり(セグメント)を作成・引用・編集の単位として取扱い、端末画面上で単純な図形を合成して新たなセグメントを作成できる。これらの機能により、複雑な図形を描いたり部分図形を他の図形の一部に転用することが容易に行える。また、セグメントには解析プログラムによる計算結果をトレンド図や棒グラフ等を含めることができ、プラント状態表示等、多くの分野で応用できる。さらに、画面上で作成・編集した図形と作図指示データ文との対応を容易にできるように、図面上に表示されている図形に対応する作図指示データ文を出力する機能を持ったサブシステムGREDITが含まれる。本報告書はGRASYS(含GREDIT)の使用手引書である。

論文

A Simulation of steam generator tube rupture accident by safety analysis code RELAP5/Mod1

五福 明夫*; 岡崎 文大*; 吉川 栄和*; 藤木 和男; 鴻坂 厚夫; 若林 二郎*

Tech. Rep. Inst. At. Energy,Kyoto Univ., 211, p.1 - 57, 1989/05

米国Prairie Island1号炉で1979年に生じた蒸気発生器伝熱管破損事故に関し、RELAP5/Mod1コードによるシミュレーションを行った。シミュレーションの目的は原子力発電プラントの異常診断システムの開発にあたって事故時のプラントパラメータ過渡変化について実際のプラントからのデータの代用と成り得る模擬データを供給するための解析コードとその入力モデルを整備することである。計算は伝熱管破損後3200秒までの時間について行った。計算結果はプラント記録及び原研でRETRAN-02コードにより実施された解析結果と良く一致しており、若干の改良すべき点はあるものの、RELAP5/Mod1コードと今回用いた入力モデルの組合せが、事故時のPWRプラントの全体挙動を模擬する道具として有効な事が示された。(本報告は原研側発表者が、旧原子炉安全解析研究室に所属中に行なった協同研究の一部である。)

論文

RETRAN calculation on the BWR instability

新谷 文将; 吉田 一雄; 平野 雅司; 松本 潔; 横林 正雄; 鴻坂 厚夫

1989 Stability Symp., p.1 - 17, 1989/00

1988年3月9日、米国イリノイ州のLaSalle2号炉で保修作業員の弁の誤操作から再循環ポンプが2台停止し、これに続く自然循環状態で中性子束振動が発生した。これは加熱沸騰チャンネルでの密度波振動と炉心核特性がカップルした事象であり、これまでに外国のBWRでいくつか経験されている。本報は、1)時間領域コードRETRANによるBWRの自然循環状態での出力不安定発生領域の計算手法の妥当性の確認、及び2)LaSalle2号炉の事象の理解を目的として行った解析の報告である。RETRANによる不安定性発生領域の計算手法を用いた不安定流動の実験解析を実施し、この手法の妥当性を示した。LaSalle2号炉を対象とした不安定領域図の作成及び事象のシミュレーションを行い、炉心入口サブクーリングの増加が中性子束振動を引き起こした大きな要因のひとつであることを示した。

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