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報告書

令和2年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 中田 陽; 金井 克太; 永岡 美佳; 小池 優子; 山田 椋平; 久保田 智大; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; et al.

JAEA-Review 2021-040, 118 Pages, 2021/12

JAEA-Review-2021-040.pdf:2.48MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」,「核燃料物質使用施設保安規定」,「放射線障害予防規程」,「放射線保安規則」及び茨城県等との「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」,「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき,令和2年4月1日から令和3年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

報告書

令和元年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 藤井 朋子; 永岡 美佳; 小池 優子; 山田 椋平; 久保田 智大; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; et al.

JAEA-Review 2020-070, 120 Pages, 2021/02

JAEA-Review-2020-070.pdf:2.47MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び茨城県等との「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成31年4月1日から令和2年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

論文

Direct evidence of generation and accumulation of $$beta$$-sheet-rich prion protein in scrapie-infected neuroblastoma cells with human IgG1 antibody specific for $$beta$$-form prion protein

久保田 俊也*; 濱添 勇太*; 橋口 周平*; 石橋 大輔*; 赤坂 一之*; 西田 教行*; 片峰 茂*; 坂口 末廣*; 黒木 良太; 中島 敏博*; et al.

Journal of Biological Chemistry, 287(17), p.14023 - 14039, 2012/04

 被引用回数:5 パーセンタイル:12.98(Biochemistry & Molecular Biology)

遺伝子組み換え型の$$beta$$ -sheet-rich recombinant full-length prion protein ($$beta$$-form PrP)を準備し、この$$beta$$-form PrPとヒト一本鎖抗体を提示したファージライブラリを用いて、$$alpha$$-formではなく$$beta$$-form PrPに特異的なヒトIgG1抗体(PRB7 IgG)を確立した。プリオンに感染したScN2a細胞をPRB7 IgGと共培養させると、細胞質中でPRB7結合粒子が生成蓄積され、その結果、非常に大きなPRB7結合凝集体を生成するアポトーシスを起こした細胞となる。全長PrPのN末端のオクタリピート領域を認識するSAF32抗体は、共焦点顕微鏡法で決定されるようにこれらの細胞内の明瞭な粒子を染色した。PRB7 IgG又はSAF32の存在下で培養されたプリオン感染ScN2a細胞内でPK抵抗性PrPの蓄積を観察すると、SAF32によって強く阻害されたが、PRB7 IgGによっては全く阻害されなかった。このようにして、ScN2a細胞内の$$beta$$-sheet-rich PrPの産生・蓄積の直接的証拠を新たに掴んだ。これらの結果は、(1)PRB7結合PrPが、$$beta$$-form PrP凝集体の蓄積に寄与していず、むしろ結果としてアポトーシス細胞死を引き起こす最終産物である、(2)PRB7が認識する$$beta$$ -formが欠乏したSAF32結合PrPは伝播性を伴ういわゆるPrP$$^{Sc}$$かもしれない、ということを示唆している。PRB7は、$$beta$$-form PrPに特異的な最初のヒト抗体であり、生化学的,病理学的なプリオンを特徴付けるための強力なツールになると考えられる。

論文

Elastic-plastic connection model describing dynamic interactions of component connections

西田 明美; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 近藤 誠; 酒井 理哉*; 塩竈 裕三*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.576 - 581, 2011/10

本研究の目的は、シビアな地震イベント下における全体と局所挙動の両方の評価を可能とする数値評価システムの構築を通した原子力施設の耐震評価への貢献である。本論文では、本目的を実現するための重要な技術要素として「弾塑性接合モデル」と呼ぶ部品間の動的相互作用特性を記述する物理モデルを提案し、実プラントへの適用例を示す。従来は固定やピンなどの境界条件で設計されている機器のサポート構造と建屋の接合間に着目し、その動的相互作用を弾塑性接合モデルとして考慮することを試みる。モデルの精度は、実験で得られたデータを用いたパラメータ調整によって、最適化された。われわれは、そのモデルを原子力機構のHTTR実プラントデータに適用し、数値シミュレーションを実施した。その結果、シビアな地震イベント下における機器応答の低減や機器固有振動数の変化等、弾塑性接合モデル導入による効果が確認された。

論文

Component-wise meshing approach and evaluation of bonding strategy on the interface of components for assembled finite element analysis of structures

山田 知典; 櫛田 慶幸; 新谷 文将; 西田 明美; 中島 憲宏

Key Engineering Materials, 452-453, p.701 - 704, 2011/01

本論文では原子力プラント全体の耐震シミュレーションへの適用を前提とした、分解されたCADデータより作成した部品メッシュ群を統合し部品単位の並列計算を行う大規模有限要素構造解析コードと同コード内において部品間の接合にペナルティ法を用いた場合の計算効率について述べる。ペナルティ法利用時の反復解法の計算効率について評価するため、種々のペナルティ係数に対するメッシュ間変位誤差と反復解法の処理時間について調査するとともに、実原子力プラントモデルの耐震シミュレーションに適用した例を示した。

論文

Elastic-plastic connection model describing dynamic interactions of component connections

西田 明美; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 近藤 誠; 酒井 理哉*; 塩竈 裕三*

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2010/10

本研究の目的は、シビアな地震イベント下における全体と局所挙動の両方の評価を可能とする数値評価システムの構築を通した原子力施設の耐震設計への貢献である。本目的を実現するための技術要素の一つとして、われわれは、「弾塑性接合モデル」と呼んでいる部品間の動的相互作用特性を記述する物理モデルを開発している。従来は固定やピンなどの境界条件で設計されている機器のサポート構造と建屋の接合間に着目し、その動的相互作用を考慮することを試みた。本論文では、この弾塑性接合モデルの提案と、実プラントへの適用例を示す。モデルの精度は、実験で得られたデータを用いたパラメータ調整によって、最適化された。われわれは、そのモデルを原子力機構のHTTR実プラントデータに適用し、数値シミュレーションを実施した。結果として、シビアな地震イベント下における機器応答の低減や機器固有振動数の変化が確認されたので、ここに報告する。

論文

3次元仮想振動台の開発・適用研究

西田 明美; 新谷 文将; 山田 知典; 櫛田 慶幸; 武宮 博; 中島 憲宏

安全研究フォーラム2009資料集, p.25 - 29, 2009/02

本課題は、部品レベルで実プラントを模擬して、地震応答解析が可能な計算科学的手法を用いた3次元仮想振動台を開発することを目的としている。従来の地震応答解析法の保守性や地震PSAにおける機器損傷確率評価への活用により、安全性の向上に資するための調査研究を行う。まずは質点系モデルによる解析や実測値との比較検討を可能とする仕組みを整備する。将来的にはPRA/QRA手法への適用方策に繋げられるようにする。既に数値解析機能を実証済みで、現在実際の振動データ等による応答精度の検証作業を実施中である。今後、応答精度の検証の継続により地震応答解析技術を実証する予定である。

論文

Interoperation between Atomic Energy Grid Infrastructure (AEGIS) and other grids

鈴木 喜雄; 櫛田 慶幸; 手島 直哉; 中島 康平; 西田 明美; 中島 憲宏

High Performance Computing on Vector Systems 2008, p.65 - 77, 2009/00

日本原子力研究開発機構システム計算科学センターでは、計算科学研究のための基盤構築に向け、1995年以来グリッドコンピューティングの研究開発を実施している。それらの一つがITBL基盤ソフトウェアの研究開発である。ITBLは、e-Japan戦略のもと実施されたe-Japan重点計画の一つとして実施された国家プロジェクトである。ITBL基盤ソフトウェアの技術を継承することにより、原子力研究のための知的基盤の構築を目指し、原子力グリッド基盤AEGISの研究開発を実施している。ここで、計算科学の進展とAEGIS環境の拡大を目指し、さまざまな分野にて国際協力を実施している。このため、AEGISと他のグリッドミドルウェアの相互接続環境を構築するためのシステムを構築した。

論文

Development of cognitive methodology based data analysis system

木野 千晶; 鈴木 喜雄; 櫛田 慶幸; 西田 明美; 林 幸子; 中島 憲宏

High Performance Computing on Vector Systems 2008, p.89 - 97, 2009/00

大規模・複雑データ解析は原子力分野においては重要な課題である。そのため、大規模・複雑データ解析をサポートするため、認識能力を備えたデータ解析システム(CDAS)を開発している。本研究では、データ解析に必要な情報概念として、解析対象,評価指標,判断基準を見いだし、その概念構造の分析を行った。それらの情報をシステムが具体的に扱うための情報科学技術を提案した。また、1TBに達する大規模構造解析データに適用し、その有用性を確認した。

論文

Development of three-dimensional virtual plant vibration simulator on grid computing environment ITBL-IS/AEGIS

鈴木 喜雄; 西田 明美; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 阿久津 拓; 手島 直哉; 中島 康平; 近藤 誠; 林 幸子; 青柳 哲雄; et al.

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 3(1), p.60 - 71, 2009/00

原子力機構システム計算科学センターでは、原子力プラントの全容解析のための大規模シミュレーション技術の研究開発を実施している。特に、原子力プラントの震動応答解析のため、スーパーコンピュータを複数台接続した環境での3次元仮想振動台の構築を進めている。原子力プラントの全容シミュレーションでは、大規模なデータを処理することが課題となる。この課題克服のため、われわれは、シミュレーションのフレームワークとコンピュータのプラットフォームを提案し、構築した。コンピュータプラットフォームでは、グリッドコンピューティング基盤ITBL-IS及びAEGISにより、大規模な原子力プラントの全容シミュレーションを可能とした。また、本プラットフォームをベースとしたシミュレーションフレームワークでは、原子力施設HTTRの圧力容器と冷却システムに対する線形弾性解析に成功した。

論文

A Large scale simulation for impact and blast loading issues

中島 憲宏; 新谷 文将; 西田 明美; 鈴木 喜雄; 井田 真人; 山田 知典; 櫛田 慶幸; Kim, G.; 木野 千晶; 武宮 博

Proceedings of International Symposium on Structures under Earthquake, Impact, and Blast Loading 2008, p.119 - 123, 2008/10

日本は第4のエネルギー消費国といわれているが、その消費資源である石油や天然ガスといった化石燃料資源はほとんど保有しておらず、それらの消費量の多くは輸入に依存しているために、安定したエネルギー供給が一つの問題になっている。一方、温室効果ガス制限のために、省エネルギー化の推進は、重要課題となっている。このような背景において、1966年に始まった日本の商業原子力発電は、今日ではそのエネルギー供給が日本の電気の消費量の約3割を占めるに至っている。日本の土地柄、地震対策は、社会基盤の運用上重要な課題である。その対策確保のために、計算科学的アプローチだけでなく、さまざまなアプローチにより多くの社会基盤の耐震性を検証してきている。本論では、地震対策のための計算科学的アプローチの一つとして、FIESTA(組立構造物のための有限要素解析)による大規模なシミュレーション技術を提案する。本論では、原子力分野で検討すべき衝撃荷重の事例を紹介するとともに、そのシミュレーション課題を議論する。

論文

認識能力を備えたデータ解析システムの概念設計; 有限要素法を用いた耐震解析への適用

木野 千晶; 鈴木 喜雄; 西田 明美; 櫛田 慶幸; 林 幸子; 中島 憲宏

日本計算工学会論文集(インターネット), 2008(18), 8 Pages, 2008/07

データ解析プロセスにおいて研究者の見落としを低減し、データ全体を隅々まで検証することを可能とするために、人間の認識能力の一部を情報科学技術により代用した「 認識能力を備えたデータ解析システム」Cognitive methodology based Data Analysis System(CDAS)の概念設計を行った。本研究ではまず数値シミュレーションにおけるデータ解析プロセスを体系的に検討し、妥当性評価のためのVV機能,有意味性評価のためのDD機能、加えてVV機能・DD機能から得られた情報を統合・解釈するためのSynthesis機能を備える必要があること、データ解析に用いる工学情報として設計情報・解析条件・結果データに対応する必要があること、評価・判断のための階層構造に対応する必要があることを見いだした。次にVV機能及びDD機能は分散処理システムとし、Synthesis機能と併せたシステム構成図を設計し、評価・判断機能として必要な情報を「観点」概念により構築する妥当性・有意味性の判断システム、及び解釈機能として科学的知見を数値化し解釈ルールを構築する手法を提案した。さらに、CDASを有限要素法による構造解析の結果データに適用することでその実現可能性を確認した。

論文

組立構造解析手法に基づく3次元仮想振動台の展開

中島 憲宏; 新谷 文将; 西田 明美; 鈴木 喜雄; 櫛田 慶幸; 山田 知典

第57回理論応用力学講演会講演論文集, p.33 - 35, 2008/06

組立構造解析手法を提案することにより部品ごとの設計解析に利用したデータを利用して、全体解析をする手段を提案した。全体解析はAEGIS計算機環境において実現した。組立構造解析手法を有限要素法により実現するために、独立に有限要素分割された部品間で不整合な有限要素の接合状態、すなわち節点が必ずしも一致しない境界を計算する手段を用いて演算できるようにした。本手法を基礎的な検証問題や実問題に適用し、その解の妥当性を確認した。その結果、3次元仮想振動台というシステムが目標とする大規模な組立構造物を静的,動的解析により計算するシステムの一部を有限要素解析により実現できた。

論文

Development of three-dimensional virtual plant vibration simulator on grid computing environment ITBL-IS/AEGIS

鈴木 喜雄; 中島 憲宏; 新谷 文将; 羽間 収; 西田 明美; 櫛田 慶幸; 阿久津 拓; 手島 直哉; 中島 康平; 近藤 誠; et al.

Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/05

Center for computational science and e-systems of Japan Atomic Energy Agency is carrying out R&D in the area of extra large-scale simulation technologies for solving nuclear plant structures in its entirety. Specifically, we focus on establishing a virtual plant vibration simulator on inter-connected supercomputers intended for seismic response analysis of a whole nuclear plant. The simulation of the whole plant is a very difficult task because an extremely large dataset must be processed. To overcome this difficulty, we have proposed and implemented a necessary simulation framework and computing platform. The simulation framework based on the computing platform has been applied to a linear elastic analysis of the reactor pressure vessel and cooling systems of a nuclear research facility, the HTTR. The simulation framework opens a possibility of new simulation technologies for building a whole virtual nuclear plant in computers for virtual experiments.

論文

Integrated framework for simulating behaviors of nuclear power plants under earthquakes

羽間 収; 櫛田 慶幸; 松原 仁; 西田 明美; 鈴木 喜雄; 新谷 文将; 青柳 哲雄; 中島 憲宏; 近藤 誠

Proceedings of 9th MpCCI User Forum, p.118 - 124, 2008/00

原子力発電プラントが安定的にエネルギーを供給していくためには、機器部材等の経年劣化を踏まえたうえでの巨大地震に対する耐震性能・設計裕度の確認及び未来状態の予測が急務である。原子力発電プラントのような社会的にも大きなインパクトを有する構造物の耐震性能とその限界の確認は、可能であれば実大試験で実証されるべきである。しかし規模やコスト面の制限によりその実施は事実上不可能である。本研究では、原子力発電プラント内機器の振動特性を3次元・実スケール解析により定量的に見極めることを可能とする統合的なシミュレータを提案し、実装することを目的とする。

論文

Proposal of vibration table in an extended world by grid computing technology for assembled structures

山田 知典; 新谷 文将; 西田 明美; 櫛田 慶幸; 中島 憲宏

Theoretical and Applied Mechanics Japan, 57, p.81 - 87, 2008/00

現実の地震をコンピュータ上において模擬し、現実世界とデジタル空間において協調した実験が可能な仮想振動台を構築する。このためデジタル空間において組立構造物の解析を行うための方法論と必要とされる膨大な計算資源を可能とするための計算機環境について本論文で述べる。

論文

A Methodology of structural analysis for nuclear power plant size of assembly

谷 正之; 中島 憲宏; 西田 明美; 鈴木 喜雄; 松原 仁; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 羽間 収; 近藤 誠; 川崎 幸三

Proceedings of Joint International Topical Meeting on Mathematics & Computations and Supercomputing in Nuclear Applications (M&C+SNA 2007) (CD-ROM), 12 Pages, 2007/04

The quakeproof analysis for an assembly structure such as a nuclear power plant should not be calculated as a piece of structure as existed structural analyses as do so, because of heterogeneity of each part in the functionality, which relates to the boundary condition. As well known that nuclear power plant consists of over ten million detailed parts, it takes lots of computational resources such as memory, disk space, and computational power to carry out its analysis. In order to achieve the assembly structure analysis, it is to give an efficient performance method, a treatable data handling method, and taking account the heterogeneity of each part in the functionality. The proposed method is to treat a power plant size assembly with its components. The components are handled by one by one to reduce the size of data at a operation, and to concern heterogeneity of each part.

口頭

原子力プラントのための耐震情報管制システム構想,1; 原子力グリッド基盤(AEGIS)の構築

鈴木 喜雄; 櫛田 慶幸; 山岸 信寛; 南 貴博; 松本 伸子; 中島 康平; 西田 明美; 松原 仁; Tian, R.; 羽間 収; et al.

no journal, , 

日本原子力研究開発機構システム計算科学センターでは、原子力グリッド基盤(AEGIS: Atomic Energy Grid InfraStructure)の研究開発を推進している。本研究開発の目的は、原子力研究の基盤となるグリッド環境の構築である。本研究開発の主なターゲットの一つとして、原子力プラントのための3次元仮想振動台の構築がある。ここでは、原子力プラントの機器,建屋,基礎,地盤の連成を考慮した数値解析による実条件・実環境下での原子力プラントまるごとシミュレーションを目標としている。本講演では、AEGISの前身にあたるグリッド基盤技術及び本技術の3次元仮想振動台のプロトタイプへの適用について述べる。

口頭

原子力施設規模の振動シミュレーションの実現に向けて

中島 憲宏; 山田 知典; 中島 康平; 西田 明美; 鈴木 喜雄; 新谷 文将; 櫛田 慶幸

no journal, , 

原子力施設規模の振動シミュレーションを実現する手段として、組立構造解析を有限要素法により実現してきた。部品ごとにメッシュ分割されたデータを組合せて、原子力施設規模の振動シミュレーションを可能とした。このような大規模シミュレーションにおける不確実性と不確定性の問題解決の一つの手段を確立していくことは、計算科学の発展には不可欠である。AEGISのような計算機資源を発展させていく研究は、計算機性能により制限されたシミュレーションの不完全性を排除していく要素技術の確立に寄与できる。Validation(確証),Verification(検証),Evaluation(評価)といった段階的な分析手段の研究も、物理現象の記述不足にかかわるシミュレーションの不完全性の解明の一助となりうる。

口頭

機器配管系の支持構造部に着目したハイブリッド地震応答試験

酒井 理哉*; 塩竈 裕三*; 西田 明美; 新谷 文将; 櫛田 慶幸

no journal, , 

原子力プラントの耐震性評価技術の高度化を目的とし、一般的に剛の仮定下で設計されている原子力プラント内部の機器・配管系の支持構造部に着目した。当該部位をモデル化した試験体を製作し、静的繰り返し載荷実験及びハイブリッド地震応答実験を実施した。実験結果より、当該支持構造部の基本的耐荷力特性,地震時の破損モードに関する知見を得た。

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