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論文

Evaluation of mean time between accidental interruptions for accelerator klystron systems based on the reliability engineering method

武井 早憲; 古川 和朗*; 矢野 喜治*; 小川 雄二郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(9), p.996 - 1008, 2018/09

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

加速器駆動核変換システム(ADS)では、ビームトリップ事象が少ない、信頼性の高い加速器を開発しなければならないが、ビームトリップ事象がどの位の間隔で生じているか統一した手法で評価されていない。本研究では、統一した評価手法を得ることを目的として、高エネルギー加速器研究機構入射用加速器のクライストロン系の運転データを用いてクライストロン系が偶発的にトリップする平均時間間隔(MTBI)を信頼性工学に基づく手法で評価し、従来の結果と比較した。従来、クライストロン系のMTBIを評価する手法は少なくとも3種類あり、評価したMTBIは30.9時間, 32.0時間、そして50.4時間となった。一方、本研究では信頼性工学では一般的なノンパラメトリックな評価手法を用いてMTBIを評価したところ、57.3時間となり、従来の評価値と比較して1.14倍以上も長い時間となった。今後、本研究で述べた信頼性工学に基づく手法でビームトリップの平均時間間隔を評価することが望ましい。

論文

シミュレーションの信頼性確保に関する取り組みの現状と課題

中田 耕太郎*; 工藤 義朗*; 越塚 誠一*; 田中 正暁

日本原子力学会誌, 60(3), p.173 - 177, 2018/03

国内外においてV&Vの重要性および必要性が広く認識され、シミュレーションの信頼性の確保に関わるガイドラインや標準を作成する動きが活発になっている。2016年7月に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」が発行された。これは、シミュレーションの信頼性の確保に関する重要性が高まる状況に鑑み、モデルV&V(Verification and Validation)に基づいて、不確かさを考慮した予測評価、品質管理を加えたモデリング&シミュレーションの方法論の考え方をまとめたものである。このガイドラインの発行に至った背景及び経緯、ガイドラインの概説、取り組みの現状と課題について、発行後の講習会の報告と併せて紹介する。

論文

機械工学分野における信頼性評価の導入と展開; 圧力設備の減肉評価に対する部分安全係数法の導入

岡島 智史

日本機械学会2017年度年次大会講演論文集(DVD-ROM), 3 Pages, 2017/09

減肉を受けた圧力設備の供用適性評価にあたって、検査等をはじめとする日常の保全活動に応じた安全係数を設定することが期待されており、そのためには検査結果および荷重のばらつきを考慮した信頼性評価を行うことが有効と考えられた。日本高圧力技術協会では、テクニカルレポートHPIS Z 109TR「信頼性に基づく圧力設備の減肉評価方法」を制定し、信頼性に基づく減肉評価の方法とその技術基盤を与えている。この評価方法の一つとして、部分安全係数法を用いた減肉評価方法を与えており、従来の経験的な安全係数を用いた手法と同等の簡便さで減肉評価を行うことを可能とした。本報では、HPIS Z 109TRに与えられた、部分安全係数法を用いた減肉評価方法について紹介する。

論文

日本原子力学会標準「シミュレーションの信頼性確保に関するガイドライン:2015」講習会の開催について

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), (27), p.9 - 15, 2017/03

2016年7月に日本原子力学会から発行された「シミュレーションの信頼性に関するガイドライン:2015」の理解を深めるため、講習会を開催した。本報では、講習会の概要と東京及び大阪での開催状況について、アンケート結果も含めて報告する。

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

高レベルガラス固化体の性能評価に関する研究; 現状と信頼性向上にむけて

稲垣 八穂広*; 三ツ井 誠一郎*; 牧野 仁史*; 石黒 勝彦*; 亀井 玄人*; 河村 和廣*; 前田 敏克; 上野 健一*; 馬場 恒孝*; 油井 三和*

原子力バックエンド研究, 10(1-2), p.69 - 83, 2004/03

地層処分における高レベルガラス固化体の性能評価の現状について総説した。ガラス固化体の水への溶解及び核種浸出に関する現象理解は過去20-30年で大きく進展し、現時点で保守的な性能評価は可能であると考えられる。しかしながら、評価の信頼性向上の観点からは、長期の処分期間におけるガラス溶解反応メカニズムや各国で異なる実際の処分環境の影響についての基礎科学的理解をさらに深めるとともに、それらの成果を十分に反映した性能評価モデルの構築が望まれる。これら基礎研究の進展は処分システム全体の性能評価の信頼性向上、さらには処分システムの合理性や経済性の向上にも寄与できるものと期待される。我が国におけるガラス固化体の性能評価研究は、米国,フランス等における多角的な研究と比較して十分なものとは言えず、さらなる拡充が望まれる。

論文

運転監視システムのための分散コンピューティングの枠組み; TTYベースプログラム結合とオブジェクト指向プログラミング

鈴土 知明; 鍋島 邦彦; 滝澤 寛*

日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.500 - 509, 2003/12

原子炉運転監視システムを目的とした分散コンピューティング構築の新しい方法を提案する。この枠組みにおいて、運転監視システムは複数のモジュールとそれを管理する1つのクライアントから構成される。それぞれのモジュールはTTYベースプログラムとして設計されるため、その開発は容易である。クライアントは遠隔ホスト上のモジュールのインターフェースとして働く仮想モジュールを保持する。これらの仮想モジュールはオブジェクト指向プログラミングの意味でのクラスとして定義されるため、システム全体を容易に構造化することができる。プロトタイプとして、ニューラルネットワークを用いた監視システムを構築したところ、この方法の有用性を確認された。

論文

地震PSA用のヒューマンエラーのモデル化の試み

横林 正雄; 及川 哲邦; 村松 健

日本原子力学会和文論文誌, 1(1), p.95 - 105, 2002/03

原子力発電所の地震に対する確率論的安全評価(PSA)で使用するために、運転員のヒューマンエラー確率(HEP)モデルとその適用例を報告する。このモデルでは、運転員のストレスや地震動レベルの影響を考慮して、HEPは、地震動がないときは内的事象と同じとし、地震動レベルの増加に伴って線形に増加し、ある地震動レベル以降は一定とするリミテッドランプモデルで表した。適用例として、外部電源喪失による事故シーケンスで必要となるさまざまな運転員操作を短期と中長期に分けて、関連する振動台実験の調査結果や既存の人間信頼性解析手法を用いて、各操作のHEPモデルのパラメータを決定し、地震時のヒューマンエラーが炉心損傷頻度に及ぼす影響を推定した。この適用例では、ヒューマンエラーの影響は小さいとの結果が得られるとともに、ここに示すモデル化手法は、地震時のさまざまな運転操作の重要性を分析するうえで有用であることが示唆された。

報告書

安全研究5カ年成果(平成8年度$$sim$$平成12年度-動力炉分野)

not registered

JNC-TN1400 2001-014, 437 Pages, 2001/10

JNC-TN1400-2001-014.pdf:23.1MB

平成8年度$$sim$$平成12年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成8年3月に策定(平成12年5月改定2)した安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)に基づき実施した。本報告書は、動力炉分野(新型転換炉及び高速増殖炉分野の全課題並びに耐震及び確率論的安全評価分野のうち動力炉関連の課題)について、平成8年度$$sim$$平成12年度の5ヵ年の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。

報告書

東海事業所処分研究報告会報告書

吉川 英樹; 石川 博久; 五十嵐 寛

JNC-TN8200 2001-004, 160 Pages, 2001/06

JNC-TN8200-2001-004.pdf:129.13MB

高レベル放射性廃棄物地層処分研究開発の分野では、「我が国における高レベル放射性廃棄物地層処分研究開発の技術的信頼性」(第2次取りまとめ、平成11年11月)の評価報告書「我が国における高レベル放射性廃棄物地層処分研究開発の技術的信頼性の評価」(平成12年10月11日)が国によりまとめられた。また、TRU廃棄物については、国によって検討書「超ウラン核種を含む放射性廃棄物処理処分の基本的考え方について」(平成12年3月23日)がとりまとめられた。平成13年2月14日に東海事業所、展示館アトムワールド講堂において開催された東海事業所地層処分研究報告会は、高レベル放射性廃棄物とTRU廃棄物の処分研究について、これら報告書に反映された、東海事業所における研究成果を中心に、研究開発の現状について報告することを目的として開催されたものである。本報告書は、東海事業所地層処分研究報告会での発表および討論内容を、発表者及び関係機関のご理解、ご協力のもと報告資料として取りまとめたものである。

論文

モンテカルロ計算による核データ信頼性評価用ベンチマーク実験解析の経緯

桜井 淳; 植木 紘太郎*

日本原子力学会誌, 43(4), p.351 - 352, 2001/04

モンテカルロ計算のここ四半世紀における発展の経緯をまとめた。特に核データ信頼性評価用ベンチマーク実験解析に携わった経験を通し、計算の精度が向上した経緯をまとめた。最近の臨界ベンチマーク実験解析では中性子増倍率が0.001の不確定を問題にしており、従来無視してきたU-234の考察が欠かせないことを指摘した。

報告書

BWRの外部電源喪失起因の重要炉心損傷シーケンスの発生頻度へのヒューマンエラーの影響

横林 正雄; 近藤 雅明*

JAERI-Tech 2001-007, 90 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-007.pdf:4.02MB

原子力発電所における運転員のヒューマンエラーは、プラントの安全性に大きな影響を及ぼす可能性があることから、確率論的安全評価(PSA)においてヒューマンエラーを考慮することは重要である。原子炉の安全系に関して想定される手動操作を抽出し、HRA手法としてよく知られているASEP法により、それらのヒューマンエラー確率(HEP)を定量化した。この定量化にはHRAを効率的に行うために主要なHRA手法を取り入れて開発した。HRA解析支援システムJASPAHRを用いた。これらのHEPを原研で実施されたBWRの外部電源喪失(LOSP)起因の事故シーケンスへ適用するとともに、感度解析を行った。その結果から、それぞれの手動操作の炉心損傷頻度(CDF)や重要シーケンスの発生頻度に対する重要性を確認した。本解析で作成された人間の介入のモデルや評価結果は今後のPSA適用研究を進めるうえでの基盤となり得るものであり、原研で進めてきたPSA研究の精度向上に役立てることができる。

報告書

分光光度計および光音響分光装置を用いたネオジム(III)およびサマリウム(III)の測定:NP(IV)スペシエーションのための予備的検討

北村 暁; 岡崎 充宏*

JNC-TN8400 2001-009, 54 Pages, 2001/01

JNC-TN8400-2001-009.pdf:1.3MB

分光光度計およびレーザー誘起光音響分光装置の検出感度に関する性能調査を目的として、ネオジム(III)およびサマリウム(III)の吸収スペクトル測定および光音響スペクトル測定を行った。ネオジムもしくはサマリウムの濃度を2$$times$$10-5$$sim$$2$$times$$10-2mol-dm-3の間で変化させ、それぞれの濃度における吸収スペクトルおよび光音響スペクトルを取得した。併せて、雰囲気制御グローブボックス内で吸光測定を行うことができる分光光度計についても同様の測定を行い、吸収スペクトルを取得した。比較のために、光路長を1cmおよび10cmに設定した一般的な分光光度計を用いて、同様の測定を行った。多くの文献では、光音響測定は吸光測定に比べ大幅に低い濃度まで測定できると報告されているが、本光音響分光装置においては光路長を10cmに設定した吸光測定と同程度であるという結果が得られた。また、本実験の結果から、将来の目的としているネプツニウム(IV,V)の検出感度について推定し、特にNp(IV)溶存化学種のスペシエーションの可能性を検討した。

報告書

安全研究成果の概要(平成11年度-動力炉分野)

安全計画課

JNC-TN1400 2000-012, 250 Pages, 2000/11

JNC-TN1400-2000-012.pdf:10.18MB

平成11年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成8年3月に策定(平成12年5月改定2)した安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)に基づき実施してきた。本報告書は、動力炉分野(新型転換炉及び高速増殖炉分野の全課題並びに、耐震及び確率論的安全評価分野のうち動力炉関連の課題)について、平成11年度の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。

報告書

「高レベル廃棄物地層処分の技術的信頼性」批判に対する見解

増田 純男; 梅木 博之; 清水 和彦; 宮原 要; 内藤 守正; 瀬尾 俊弘; 藤田 朝雄

JNC-TN1410 2000-008, 100 Pages, 2000/10

JNC-TN1410-2000-008.pdf:4.23MB

核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)が平成11年11月26日に原子力委員会に提出した「わが国における高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性-地層処分研究開発の第2次取りまとめ-」(以下、第2次取りまとめ)に対し、『高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性』批判(2000年7月20日)」と題するレポート(以下、批判レポート)が地層処分問題研究グループ(高木学校+原子力資料情報室)から公表した。批判レポートの記述内容には独断的な部分や誤解に基づくものも多々あることから、第2次取りまとめに関連した技術的な部分に対して、サイクル機構の見解を本報告書として取りまとめた。見解をまとめるにあたっては、批判レポートの第1章から第7章にわたって展開されている内容を対象とし、またそれらの関連性などを考慮して、本報告書を4つの章により構成することとした。第1章では「地質環境の長期安定性について」、第2章では「工学技術と深部坑道の安定性について」、第3章では「人工バリアの特性について」、第4章では「地下水シナリオに基づく安全評価について」として、それぞれ見解を述べた。本報告書に示した見解は、第2次取りまとめを構成する4つの報告書の記載内容に基づくものであり、関連箇所を引用する際には、それぞれ「総論レポート」、「分冊1」、「分冊2」、「分冊3」と略記した。

報告書

安全研究基本計画(平成13年度$$sim$$平成17年度)

not registered

JNC-TN1400 2000-010, 70 Pages, 2000/10

JNC-TN1400-2000-010.pdf:2.87MB

本計画は、平成11年度より国の「安全研究年次計画」(平成13年度$$sim$$平成17年度)の策定作業に協力する形でニーズ調査及び研究課題を提案し、国の「年次計画」で採用された研究課題の他に社内研究を含めたサイクル機構の計画として策定した。サイクル機構の安全研究は、高速増殖炉、核燃料施設、耐震、確率論的安全評価、環境放射能、廃棄物処分及びその他(「ふげん」の廃止措置)の7分野において実施することとしている。なお、本計画は、安全研究専門部会、中央安全委員会及び理事会において審議され、決定されたものである。

論文

MCNP高温ライブラリーの信頼性チェックの考え方

桜井 淳; 前川 藤夫; 山本 俊弘; 森 貴正; 内藤 俶孝*

核データニュース(インターネット), (66), p.91 - 92, 2000/06

MCNP高温ライブラリーを作成した。収納核種は340種類、温度は、293,600,900,1200,1500,2000Kである。第一段階としての編集の信頼性チェックについては存在する確実なベンチマーク実験との関係で293Kで実施した。ここでは第二段階としての高温ライブラリーのチェックの考え方及び作業進捗状況について報告する。

報告書

ニアフィールド水理/核種移行評価モデルの信頼性評価に関する研究; 概要版

野邊 潤*; 松本 昌昭*; 長坂 和佳*; 丸山 健太郎*

JNC-TJ8400 2000-005, 71 Pages, 2000/05

JNC-TJ8400-2000-005.pdf:4.0MB

本研究では、昨年度までに構築した連続体モデルによるニアフィールド多孔質岩盤中の水理/核種移行評価手法を用いて、地下水流動を特徴付けるパラメータを変化させた場合の解析を行うと共に、手法の拡張性を考慮した信頼性評価を行った。具体的には下記の項目を行った。・三次元飽和・不飽和浸透流解析から一次元核種移行解析までの一連の解析手法を用いて、第二次取りまとめに即したパラメータ設定による解析、および入力フラックスの変化に伴う影響評価を行った。・一次元核種移行解析コード「MATRICS」における、逆ラプラス変換手法の違いによる適用性把握を行った。・多要素版MATRICS(以下、m-MATRICSとする)を用いて核種移行解析を行い、従来のMATRICSによる解析結果と比較し、不均質場における核種移行計算へのm-MATRICSの適用性の検討を行った。・三次元飽和・不飽和浸透流解析から一次元核種移行解析までの一連の解析手順を統合化した環境の整備を行った。

報告書

核種移行解析コードMATRICSによる解析の信頼性の検証

白川 敏彦*; 井尻 裕二*; 長坂 和佳*; 松本 昌昭*

JNC-TN8400 2000-021, 66 Pages, 2000/04

JNC-TN8400-2000-021.pdf:1.74MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分研究における、第2次取りまとめの核種移行解析において使用した核種移行解析コードMATRICSの信頼性を検討した。検討方法としてMATRICSおよび解析解により核種移行パラメータについての感度解析を行い、各々の計算結果を比較した。また、MATRICSで使用している逆ラプラス変換法であるTalbot法とCrump法、細野法に関して核種移行パラメータについての感度解析を行い、各々の逆ラプラス変換法による結果を比較した。検討の結果、以下の事項が判明した。・マトリクス拡散距離無限の場合におけるMATRICSによる解析結果と解析解との比較の結果、Pe数が1.0$$sim$$100のとき、MATRICSによる解析結果の誤差は、最大で約0.4%であり、透水量係数が1.0$$times$$10-10$$sim$$1.0$$times$$10-5(m2/s)のとき、MATRICSによる解析結果との誤差は、最大で約5.5%であった。・マトリクス拡散距離有限(0.03$$sim$$1.0(m))の場合におけるMATRICSによる解析結果と解析解との比較の結果、Pe数が1.0$$sim$$100のとき、MATRICSによる解析結果の誤差は、最大で約0.7%であり、透水量係数が1.0$$times$$10-10$$sim$$1.0$$times$$10-5(m2/s)のとき、MATRICSによる解析結果の誤差は、最大で約2.4%であった。・逆ラプラス変換法であるTalbot法を他の逆ラプラス変換法による結果と比較した結果、Talbot法は、Pe数が5.0$$times$$10-1$$sim$$2.0$$times$$103、透水量係数が1.0$$times$$10-7(m2/s)以下の場合は、計算結果は、Crump法、細野法と同様の結果となった。以上のことから、第2次とりまとめにおけるPe数及び透水量係数の範囲においては、MATRICSによる解析結果は信頼できるものであると結論づけられる。

報告書

我が国の岩盤における亀裂特性とそのモデル化に関する研究(亀裂モデルの信頼性評価手法の開発)-先行基礎工学分野に関する平成11年度報告書-

大津 宏康*; 田中 誠*; 土山 富広*

JNC-TY8400 2000-006, 52 Pages, 2000/03

JNC-TY8400-2000-006.pdf:1.68MB

サイクル機構では、地層処分研究に係わる天然バリアの性能評価において、我が国の岩盤を亀裂ネットワークによりモデル化するために、我が国の岩盤における亀裂特性について調査研究を進めてきた。しかし、これまでに得られた情報は、釜石鉱山をはじめとした花崗岩が主体で他地域や異岩種に関する情報が少なく、我が国の岩盤における亀裂特性を論ずる上で十分でない。そこで、本研究では、日本全国のトンネルや地下空洞で測定された亀裂データを利用して我が国の岩盤における亀裂特性を明らかにするとともに、亀裂ネットワークモデルの信頼性について検討することを目的とする。本年度は、昨年度に引き続き日本全国のトンネル、大規模地下空洞、ダム基礎など10サイトで観察された亀裂データについて亀裂データベースを作成し亀裂特性の評価を実施した。その結果、亀裂のトレース長に関しては、数m$$sim$$数100mのスケールにおいてはトレース長の累積頻度が岩種に拘わらず対数軸上でほぼ一直線上に分布することがわかった。すなわち、第2次取りまとめで採用した仮定、亀裂の大きさは、べき乗分布に従う。の妥当性を裏付ける結果が得られた。

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