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論文

第4世代ナトリウム冷却高速炉の系統別安全設計ガイドラインの構築

岡野 靖

日本原子力学会誌, 60(12), p.764 - 769, 2018/12

原子力機構は、第4世代ナトリウム冷却高速炉の系統別安全設計ガイドラインを、安全設計クライテリア及び安全アプローチに関する安全設計ガイドラインに引き続いて構築した。構築にあたっては日本原子力学会の研究専門委員会によるレビューが行われた。本稿は、SSC-SDG構築上の重要14項目、及び、安全設計ガイドラインに対する各国SFR設計の整合性について解説するものである。

報告書

原子炉圧力容器を対象とした確率論的破壊力学に基づく健全性評価に関する標準的解析要領(受託研究)

勝山 仁哉; 小坂部 和也*; 宇野 隼平; Li, Y.

JAEA-Research 2016-022, 40 Pages, 2017/02

JAEA-Research-2016-022.pdf:4.04MB

国内では、原子炉圧力容器(RPV)の中性子照射脆化に伴う非延性破壊を防止するため、健全性評価上最も厳しい加圧熱衝撃事象(PTS)を考慮して、決定論的手法による健全性評価が行われている。一方、長期供用に伴う機器の経年劣化に関連する様々な因子の統計的な不確実さ等を考慮して、合理的に機器の破損頻度等を算出する確率論的破壊力学(PFM)に基づく健全性評価手法が、近年欧米において規制への導入が進められている。本報告書は、国内のRPVに対するPFMに基づく健全性評価の実施を念頭に、国内外の最新知見や専門家の意見等を反映し、整備された標準的解析要領を取りまとめたものである。

論文

Irradiation test of semiconductors components on the shelf for nuclear robots based on Fukushima Accidents

川妻 伸二; 中井 宏二; 鈴木 義晴; 加瀬 健

QST-M-2; QST Takasaki Annual Report 2015, P. 81, 2016/12

原子力施設の緊急時対応や廃止措置のためのロボットに使用される市販半導体素子の耐放射線性を評価した。福島第一原子力発電所事故の直後、市販半導体の耐放射線性評価と管理方法に関するガイドラインの作成が試みられた。その際に用いられたデータは、高放射線量かつ高汚染環境下で使用される力フィードバック型サーボマニピュレータ開発の一環として開発された古いデータベースであった。耐放射線性はかなり保守的に評価された。その理由は、主としてシリコンを母材とする古い半導体のデータであったためである。現在、ガリウム・ヒ素を簿在とする半導体が主流になりつつあり、耐放射線性もより高いと期待される。そのため、現在、市販されている半導体の照射試験を行い、耐放射線性の評価を行った。

論文

シミュレーションの信頼性確保のためのガイドラインの策定

田中 正暁

日本原子力学会計算科学技術部会ニュースレター(インターネット), (24), p.16 - 28, 2015/09

シミュレーションの信頼性を確保するために、不確かさ評価を含めたV&Vの実施ガイドの制定が必要となっている。また、福島第一原子力発電所事故の教訓として、シミュレーションの信頼性確保は指摘されるところである。不確かさ評価を含めたV&Vの実施に係わる標準を策定することにより、原子炉の安全性を確保するための計算技術基盤が築かれるようになる。そこで、日本原子力学会におけるガイドラインの策定状況について原子力学会計算科学技術部会のニュースレターにおいて紹介記事を掲載する。

論文

JSFR design progress related to development of safety design criteria for generation IV sodium-cooled fast reactors, 1; Overview

上出 英樹; 安藤 将人*; 伊藤 隆哉*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

原子力機構, 日本原子力発電, 三菱FBRシステムズは、将来の持続可能な基幹電源の候補として、ナトリウム冷却高速増殖炉の実用化概念であるJSFRの設計研究を実施してきている。2011年以降は、東京電力福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえたGIFにおけるナトリウム冷却高速炉の安全設計クライテリア及び安全設計ガイドライン構築の活動に貢献するために、地震・津波等の厳しい外的事象に対する安全対策を取り入れるとともに、より実現性の高いものとするため、より細部の成立性や保守補修性に配慮して、設計概念の具体化を進めた。本報では、75万kWeのJSFR実証施設を対象として、2011年以降の設計進捗を取り入れた設計概念を概括する。

論文

Overview of recent research activities of Monte Carlo simulation in Japan

桜井 淳; 山本 俊弘; 植木 紘太郎*; 森 貴正; 野村 靖; 内藤 俶孝*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.446 - 448, 2000/03

本論文は日本における最近のモンテカルロシミュレーション研究活動の概要をまとめたものである。本論文で取り上げた活動内容は、(1)原研が実施した遮蔽実証解析、(2)原研の原子力コード評価専門部会で実施した「原子力研究におけるモンテカルロシミュレーション」及び「モンテカルロ計算ガイドライン」作成、(3)第1回モンテカルロシミュレーション研究会内容、(4)日本原子力学会に設立した「モンテカルロ法による粒子シミュレーション」研究専門委員会の活動である。(1)-(4)はモンテカルロシミュレーション研究における新しい試みであり、世界でも例がない。この論文で日本におけるこの分野の研究の進展を世界に示し、情報交換を推進したいと考えている。

報告書

原子力発電プラントにおけるディジタル計測制御系の安全性及び信頼性に関する課題と米国原子力規制委員会の対応(調査報告書)

渡邉 憲夫; 鈴土 知明

JAERI-Review 98-013, 78 Pages, 1998/09

JAERI-Review-98-013.pdf:5.87MB

近年、原子力発電プラントの計測制御系にディジタル技術が導入されつつある。しかし、これに伴い、設計、施工、安全及び許認可に関する新たな問題、特に、ソフトウェアに関する問題も生じている。したがって、原子力発電プラントの安全性を、現在の高いレベルに維持あるいは向上させるためには、規制側並びに産業界は、こうした問題に対処すべく、安全評価の方法や、技術基準、規制指針等の見直しを行うことが必要となる。本報告書では、米国研究協議会が実施した調査研究の結果と、そこで提示された勧告に対する米国原子力規制委員会(USNRC)の見解を紹介する。研究協議会による調査研究では、ディジタル計測制御技術の適用に際しての重要課題として、6つの技術的課題と2つの施策的課題を摘出し、それぞれについて、USNRCがどう対応すべきかを勧告として提示した。これらの勧告についてUSNRCは自らの対応見解を示したが、多く勧告については同意している。

論文

重要語の文献情報処理への効用とその選定上の留意点

三島 良績*; 大井 正一*; 海老沼 幸夫

日本原子力学会誌, 18(12), p.760 - 766, 1976/12

 被引用回数:1

情報流通特別専門委員会が二次情報システム側の協力を得て行なった成果をまとめている。論文著者が選ぶ重要語は論文内容を大まかに表示するのに最もふさわしい。各重要語は標題の補足語であると同時に、短い抄録を構成できる性格をもっている。このため、重要語は原則的にどんな二次情報システムの索引語にも容易に変換可能である。本誌に掲載の重要語をINISシステムの索引語付与に参照した場合、システム側通常の際との索引語付与一致率は66%、検索一致率は75%となり、全般的にかなり有効であることが明らかになった。しかし重要語の選定にあたっては、ショート・ノート以外、標題の抄録からすべて選べるようにすべきである。これまでの重要語チェックの経験から、8項目にわたって選定と表記上の留意点をあげた。これが守られれば、本誌の重要語付与は完ぺきとなろう。

口頭

第4世代ナトリウム冷却高速炉の安全設計ガイドラインに関わる検討,4; OPTに基づく重要事象の選定プロセス及び設計制約条件関する検討

久保田 龍三郎*; 谷 明洋*; 島川 佳郎*; 久保 重信; 岡野 靖

no journal, , 

事故事象要因の分析手法(Objective Provision Tree: OPT)を用いて、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷防止及び格納機能確保に対するチャレンジ要因とそれのメカニズム、及び設計制約条件を検討した。また、その結果を踏まえてJSFRの重要事象を選定した。

口頭

第4世代ナトリウム冷却高速炉の安全設計ガイドラインに関わる検討,5; 系統別安全設計ガイドラインへの展開方針

谷 明洋*; 島川 佳郎*; 久保 重信; 岡野 靖

no journal, , 

第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全設計クライテリア(SDC)および関連する安全アプローチの考え方を踏まえ、系統別の安全設計ガイドライン構築を進めるにあたり、SDCからの展開方針と軽水炉との比較を踏まえた第4世代SFRとして重要となると考えられる論点について報告を行う。

口頭

シミュレーションの信頼性確保のためのガイドラインの策定

田中 正暁

no journal, , 

日本原子力学会から出版される予定の「シミュレーションの信頼性確保のためのガイドライン」は、日本原子力学会標準委員会の基盤・応用技術専門部会の下に設置されたシミュレーションの信頼性検討タスクにおける議論を経て策定されるものである。このガイドラインは、原子力システムのシミュレーションの信頼性を評価するための基本的な考え方を示したものである。ガイドラインの発行に際して、国内外のV&Vに関連するガイドラインおよび標準の策定に係る現状を紹介する。

口頭

Activity to establish the guideline for credibility assessment of nuclear simulations in the Atomic Energy Society of Japan

田中 正暁

no journal, , 

シミュレーションの信頼性を確保するために、不確かさ評価を含めたV&Vの実施ガイドの制定が必要となっている。また、福島第一原子力発電所事故の教訓として、シミュレーションの信頼性確保は指摘されるところである。不確かさ評価を含めたV&Vの実施に係わる標準を策定することにより、原子炉の安全性を確保するための計算技術基盤が築かれるようになる。そこで、日本原子力学会におけるガイドラインの策定状況について国際会議にて紹介する。

口頭

国内外でのV&Vガイドライン整備の状況について

田中 正暁

no journal, , 

日本原子力学会標準委員会の基盤・応用技術専門部会の下に設置されたシミュレーションの信頼性検討分科会での議論を経て策定される「シミュレーションの信頼性確保のためのガイドライン」について、その構築経緯および概要について説明するとともに、国内外のV&Vに関連するガイドラインおよび標準の策定に係る現状を紹介する。

口頭

第4世代ナトリウム冷却高速炉の安全設計ガイドラインに関わる検討,9; 格納系安全設計ガイドラインの要点

日暮 浩一*; 秋山 洋*; 山野 秀将

no journal, , 

安全設計ガイドライン(SDG)へ反映すべき重要な項目のうち、格納系に関連する「14格納バウンダリの形成と荷重」の概要を、対応する我が国の次世代SFRの設計概念を踏まえて説明する。

口頭

「第4世代ナトリウム冷却高速炉の安全設計ガイドライン」研究専門委員会報告,2; 国際レビューの状況

岡野 靖

no journal, , 

GIFにより2013年5月に発行された「SDCフェーズIレポート」は、その後、米NRC, 仏IRSN, IAEA, 中国NNSAからレビューコメントが寄せられ、現在SDC改定版への反映事項がまとめられた段階にある。また「安全アプローチSDGレポート」も同様に国際レビューが2016年に開始され、IAEAからの中間レビューが為された状況にある。本報告では、これら国際レビューにおける重要な論点及びその背後にある技術的背景について概説する。

口頭

原子炉圧力容器に対する確率論的破壊力学の適用性向上,1; 原子炉圧力容器の破損頻度算出のための標準的解析要領及び国内モデルデータ

Li, Y.; 勝山 仁哉; 小坂部 和也*; 宇野 隼平*

no journal, , 

原子炉圧力容器(RPV)を対象とした確率論的破壊力学(PFM)に基づく構造健全性評価手法は、中性子照射脆化及び加圧熱衝撃事象に関連する様々な因子の確率分布を考慮してRPVの破損頻度を計算できる合理的な手法である。われわれは、国内におけるPFMの適用性向上を図るため、解析者がそれを参照することで、RPVに対するPFM解析を行い、亀裂貫通頻度を算出できるよう、標準的解析要領及び国内モデルデータを整備した。これにより、破壊力学に関する知識を有する解析者がこれを参照することにより、RPVの破損頻度を算出できるようになった。本報では、標準的解析要領及び国内モデルデータの概要、並びにその技術的根拠を発表する。

口頭

自然放射性核種を含む廃棄物に関するこれまでの取組経緯

齋藤 龍郎

no journal, , 

NORMの取扱い並びに放射性廃棄物及びクリアランスに係る自然放射性核種取扱いの経緯について、これまでのガイドライン、報告書を振り返り、概要と(1)ラドン及び子孫核種、(2)天然核種と天然賦存性、(3)規制免除、規制除外、クリアランス、の取扱いを整理した。確認の結果は以下のとおり。(1)NORMからの防護のガイドラインは、当学会及び国で整合しており、現存被ばく状況における介入のガイドラインが適用されている。(2)計画被ばくにおいては、ウランクリアランスを除き、廃棄物の最終処分に係る安全評価の基本的考え方について、天然賦存性の取扱い等を理由に検討が先送りされている。(3)ラドンについては、天然賦存性を部分的に考慮し、福島事故以前に国際的なクリアランス基準濃度以下について評価対象から除外する記載の指針があったが、それ以外は未定である。(4)規制委員会における中深度処分の審議では、ウラン廃棄物を除外し、潜在被ばくをピット処分程度に抑えられる炉内廃棄物を対象としている。(5)一方で、超長期評価を考慮し、管理期間終了後の人間侵入に起因する公衆被ばくについて、介入レベルの導入が検討されている。

口頭

原子力学会シミュレーション信頼性分科会での活動とVVUQ適用例

田中 正暁

no journal, , 

日本原子力学会シミュレーション信頼性分科会における活動として、日本原子力学会標準「シミュレーションの信頼性に関するガイドライン:2015」の発行に至った背景及び経緯とともにT字合流部における試験解析に適用した不確かさ評価の事例を併せて紹介する。

口頭

「第4世代ナトリウム冷却高速炉の安全設計ガイドライン」研究専門委員会報告

堺 公明*; 岡野 靖; 久保 重信; 島川 佳郎*

no journal, , 

「第4世代ナトリウム冷却高速炉の安全設計ガイドライン」研究専門委員会は2013年より国際的なSDGの構築に向けて、国内外の関連安全基準及び安全関連技術開発の最新動向を調査するとともに、第4世代SFRの設計を特徴づける主要な安全機能を具体化するための考え方や安全設備が備えるべき要件について検討してきた。第4世代SFRのSDGの構築方法、関連する国際レビューにおける論点、安全アプローチSDG及び系統別SDGの構築に際し本委員会中間報告[3]以降に論点となった事項の概要、さらにはGIFにおける各国のSDC/SDGに対応した次世代SFRの検討状況などについて報告する。

口頭

管理基準と不均等被ばく

辻村 憲雄

no journal, , 

国際放射線防護委員会が「組織反応に関する声明」で勧告した新たな水晶体の等価線量限度の規制への取入れにあたり、「水晶体の放射線防護に関連したガイドライン」の作成準備が勧められている。保健物理学会が主催するシンポジウム「水晶体防護に係るガイドラインを考える」において、ガイドライン作成にあたっての課題や論点整理のため、不均等被ばく時における管理基準の考え方について紹介する。

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