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報告書

プルトニウム・ウラン同位体分析における日常管理データに基づく分析誤差の評価(1998年9月$$sim$$2000年12月)

小林 英男; 鈴木 徹; 千葉 正彦; 佐藤 光弘; 川崎 雅史; 平沢 正*; 大内 勇一*

JNC-TN8440 2001-005, 33 Pages, 2001/02

JNC-TN8440-2001-005.pdf:1.24MB

プルトニウム燃料センターにおいて、プルトニウム・ウラン同位体分析および濃度分析のために、4台の質量分析装置を使用している。それらの装置の管理のために、試料分析の都度プルトニウム・ウランの標準試料を測定しており、それらのデータを評価した結果、質量分析における分析誤差は、保障措置分析に関する国際目標値を十分満足するとともに、従来法からトータルエバポレーション法に変更したことにより、特にプルトニウム同位体分析において顕著にランダム誤差が改善されたことが確認できた。

報告書

核設計基本データベースの整備(XI) ‐ 高速実験炉「常陽」MK-I性能試験・運転データ解析 -

横山 賢治; 沼田 一幸*

JNC-TN9400 2000-036, 138 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-036.pdf:10.16MB

高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)ではこれまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得た。現在、核燃料サイクル開発機構では、引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。本報告書では、高速実験炉「常陽」の積分データ整備の一環として、「常陽」MK-I炉心で測定された性能試験データや運転データに対してC/E値の評価及び感度解析を行った。解析対象とした核特性は、臨界性(最小臨界炉心)、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度、燃焼係数である。JUPITER標準解析手法に基づくC/E値評価を行った結果、臨界性、燃料・ブランケット置換反応度については、解析値と測定値は良い一致を示すことを確認した。一方で、Naボイド反応度については、解析値が過大評価傾向であることが分かった。また、燃焼係数については、各運転サイクル間でC/E値のばらつきが大きくなった。今後、測定誤差の観点から詳細な検討が必要であるが、統合炉定数のための積分データとして利用できる見通しを得た。更に、臨界性、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度に関して感度解析を行い、「JUPITER実験のZPPR-9炉心の感度係数と比較し、「常陽」MK-I炉心の特徴を感度係数の面から明らかにした。

報告書

我が国の岩盤における亀裂特性について

井尻 裕二; 澤田 淳; 赤堀 邦晃

JNC-TN8400 99-091, 69 Pages, 1999/11

JNC-TN8400-99-091.pdf:2.83MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分における天然バリアの性能評価研究においては、岩盤中の支配的な核種移行経路となる亀裂の特性を把握しておく必要がある。本書は、既往の文献調査および釜石鉱山や日本全国の露頭や鉱山坑道壁面で実施した亀裂調査結果をもとに、我が国における地下岩盤の亀裂特性(亀裂の方向性、形状、頻度、空間分布、透水量係数、開口幅、亀裂内充填鉱物、亀裂周辺変質部、流路面積[開口部面積]およびこれらの相関関係)に関してまとめたものである。その結果、典型的な亀裂性岩盤である花崗岩中の亀裂特性に関しては、既往の文献も多いのに加え諸外国の性能評価研究や釜石鉱山での調査などデータが豊富であることから、ある程度定性的・定量的な評価が可能であることが示された。一方、花崗岩以外の岩種における亀裂特性に関しては、花崗岩と比較してデータも少なく定性的・定量的な評価は難しいことが示された。

報告書

JNC Thermodynamic Database for Perfomance Assessment of High-level Radioactive Waste Disposal System

油井 三和; 東 侍郎; 柴田 雅博

JNC-TN8400 99-070, 106 Pages, 1999/11

JNC-TN8400-99-070.pdf:2.93MB

本報告書は、高レベル放射性廃棄物の地層処分の性能評価を行うために開発された放射性元素の熱力学データベース(JNC-TDB)について記述する。「地層処分研究開発第2次とりまとめ」に向けて行われた熱力学データベース開発の現状、第2次とりまとめにおいて用いられたデータセット、および今後の課題を示した。本熱力学データベース(JNC-TDB)の開発は、第一次とりまとめ(H3報告書)での課題をもとに進められた。熱力学データは、原則として、実験データにまでさかのぼり、その評価を行って選定された。データは、標準状態(25$$^{circ}C$$、I=0)での平衡定数として整理された。結果として、第一次とりまとめで用いられた熱力学データベースと比較し、データの追跡性が確保されるとともに、その信頼性が向上された。各元素のデータの検討や選定に関しての詳細は、本報告書中で引用している個別の技術資料を参照されたい。

報告書

SUS304鋼溶接部の材料試験データ集

浅山 泰; 川上 朋広*

JNC-TN9450 2000-002, 335 Pages, 1999/10

JNC-TN9450-2000-002.pdf:21.65MB

本報告書は、これまでに取得してきたSUS304鋼溶接部に対する材料試験データをまとめたものである記載したデータ点数は以下の通りである・引張試験 71点(照射有 39 無 32)・クリープ試験 77点(照射有 20 無 57)・疲労試験 50点(照射有 0)・クリープ疲労試験 14点(照射有 0)本データ集は「FBR構造材料データ処理システム(SMAT)」の帳票出力したものである。

報告書

正馬様洞用地における試錐調査(MIU-2号孔)報告書

not registered

JNC-TJ7420 99-016, 878 Pages, 1999/06

JNC-TJ7420-99-016.pdf:40.87MB

岐阜県瑞浪市明世町正馬様用地内において、超深地層研究所計画地点の地質環境を把握することを目的として孔長1,012mのMIU-2号孔が掘削された。本報告書は、地表から地下深部までの地質構造、地球物理学的・水理学的特性を把握するためMIU-2号孔で実施された調査の結果をまとめたものである。実施した主な調査項目は次の通りである。1.岩芯の採取・記載、2.岩芯室内試験、3.物理検層(一般検層項目、フローメータ検層、レーダー法シングルホール測定)4.ボアホールテレビ計測、5.水理試験(非定常透水試験(透水試験)、定常透水試験(揚水試験))これらの調査の結果、以下のことが明らかとなった。・MIU-2号の地質は、孔口から深度88.60mまでが砂岩、凝灰岩、シルト岩などからなる瑞浪層群、深度88.60m$$sim$$孔底までが土岐花崗岩類に属する中粒$$sim$$粗粒の黒雲母花崗岩からなる。土岐花崗岩は深度845.7m付近で岩質的に中$$sim$$粗粒の黒雲母花崗岩と優白質の黒雲花崗岩に大きく2つに分けられ、両者は化学組成上も相違が認められる。・深度223.8m付近に開口亀裂を伴う逸水箇所があり、掘削水はこの区間で全量逸水した。深度889.95$$sim$$915.25m間には月吉断層に相当すると考えられる断層破砕帯が存在する。この断層は、遮水帯を形成し、この断層を貫いた深度950m付近から被圧された湧水が発生した。フローメータ検層結果によると、地層水の流入は深度889m付近より認められるが、特に深度945m以深で多く、深度945$$sim$$984m間で全体流入量の80%近くを占めている。揚水試験時に測定した湧水箇所からの湧水量は16 1/min、圧力は1 .38kg/cm sup2であり、フローメータ検層で求められた22.21/ minの流入量とほぼ一致する。・深度119以深の20ヶ所で実施された透水試験結果によると、花崗岩における透水係数の最大値は深度220.90$$sim$$227.40m間の6.66E-06m/secであり、この区間は掘削中 の 透水帯と対応している。また、深度950m以深の湧水箇所に対応する深度932.50$$sim$$959.00m、960.30$$sim$$966.80m、976.70$$sim$$983.20m間の透水係数も、7.86E-07$$sim$$3.66E-06m/secと大きな値を示した。その他の区間は、逸水箇所、湧水箇所の近傍を除けば6.60

報告書

個人モニタリング期間の選択基準に関する検討

辻村 憲雄; 篠原 邦彦; 百瀬 琢麿

PNC-TN8410 98-083, 20 Pages, 1998/05

PNC-TN8410-98-083.pdf:0.74MB

東海事業所では、放射線業務従事者のモニタリング期間は原則的に3カ月間であるが、プルトニウム燃料取扱施設等で作業を行う者については短期間に比較的高い被ばくを受ける可能性があるため1カ月毎に個人線量計を交換し、被ばく管理を行っている。しかし、モニタリング期間を3カ月間から1カ月間に変更する際の具体的な条件はこれまで設定されていない。本研究では、平成7年度の1カ月管理者の被ばく実績値を基に、モニタリング期間を1カ月から3カ月に変更した場合の被ばく線量当量分布を試算し、有意値として記録される割合の変化を調べた。その結果、3ヶ月間の合計線量が0.3mSvに満たない程度の線量レベルであれば、1カ月管理にする必然性は小さいことが分かった。

報告書

平成7年12月8日ナトリウム漏えい事故プラントパラメータ(チャート記録)

not registered

PNC-TN1450 96-003, 58 Pages, 1996/01

PNC-TN1450-96-003.pdf:2.79MB

本資料に要旨はありません。

報告書

「常陽」照射試験サイクル報(第29サイクル)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC-TN9360 95-002, 98 Pages, 1995/11

PNC-TN9360-95-002.pdf:4.61MB

本報告書は、第29サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、30サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、29サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・「もんじゅ」燃料ピン照射試験、改良オーステナイト被覆燃料ピン照射試験、太径燃料ピン照射試験、フェライト鋼被覆燃料照射試験、太径中空燃料ピン照射試験、炭・窒化物燃料照射試験(以上B9)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・「もんじゅ」被覆管材料照射(CMIR-5)・大学連合からの受託照射(SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)・実証炉炉心候補材料の高精度照射特性把握(MARICO-1)・実証炉構造材料強度基準策定(EXIR-1)また、29サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の71,800(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の71,800(MWd/t)である。

報告書

「常陽」照射試験サイクル報(第28サイクル)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC-TN9360 95-001, 104 Pages, 1995/11

PNC-TN9360-95-001.pdf:4.23MB

本報告書は、第28サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、29サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、28サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・大学連合からの受託照射(SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、28サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の69,200(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)である。

報告書

実験データの最適フィッティング技法入門

矢戸 弓雄

PNC-TN1460 94-001, 141 Pages, 1994/04

PNC-TN1460-94-001.pdf:3.79MB

(1)本書は動燃事業団の研究開発を担う若手研究者を対象とした「最適データフィッティング技法」への入門テキストである。(2)実験研究者が習得すべき基本的な技能とも言われるデータフィッティング法には、幾つかの方法があるが、Taylor1次微分補正法に基づく「非線型フィッティング法」は使い慣れれば、適用範囲の広さ、測定精度を忠実に反映できるなどの点で多くの利点をもっていることを実際の応用例の紹介によって説明した。(3)本テキストは単なる解説書ではなく、実際に使える「データフィッティングマニュアル」の性格をもたせるよう配慮した。本書で取り上げた(例題)や(実例)などのデータフィッティング例は全て本書に記載したプログラム(あるいは本書の巻末に綴じ込んであるフロッピーディスク)を使って読者自らが確認できるようになっている。また.これらプログラムは各章の終わりに出題した (問題)を解いたり、読者自身の実験データを解析するのにも利用できよう。(4)本テキストの副題は「実験研究者のための現象解明力増強テキスト」であるが、データフィッティングのもう一つの重要な側面は、実験研究者が測定に使っている測定機器あるいは測定の物差し(温度スケール、圧力スケールなど)そのものの精度を研究者自らが評価するために不可欠な道具であるという点である。本テキストでは、データフィッティングのこのような応用例についても紹介している。

報告書

「常陽」照射試験サイクル報(第27サイクル)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC-TN9360 94-002, 100 Pages, 1994/02

PNC-TN9360-94-002.pdf:4.75MB

本報告書は、第27サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、28サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、27サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・改良オーステナイト被覆燃料ピン照射、太径燃料ピン照射、日米共研フェライト鋼被覆燃料照射、「もんじゅ」燃料ピン照射、軸非均質燃料照射、高Am-241燃料照射(以上B8)・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・燃料被覆管材の開発(CMIR-4)・大学連合からの受託照射(CMIR,SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、27サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の68,600(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)である。

報告書

「常陽」照射試験サイクル報(第26サイクル)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC-TN9360 94-001, 95 Pages, 1994/02

PNC-TN9360-94-001.pdf:4.57MB

本報告書は、第26サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、27サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、26サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・改良オーステナイト被覆燃料ピン照射、太径燃料ピン照射、日米共研フェライト鋼被覆燃料照射、「もんじゅ」燃料ピン照射、軸非均質燃料照射、高Am-241燃料照射(以上B8)・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・燃料被覆管材の開発(CMIR-4)・大学連合からの受託照射(CMIR、SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、26サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD406の68,100(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)である。

報告書

長期冷却プルトニウム燃料のガンマ線スペクトル測定(受託研究)

村上 清信*; 小林 岩夫*

PNC-TJ1500 93-004, 114 Pages, 1993/09

PNC-TJ1500-93-004.pdf:2.74MB

本報告書は動力炉・核燃料開発事業団から受託した、"照射済プルトニウム燃料のガンマ線スペクトル調査"(昭和59年7月2日$$sim$$昭和60年12月25日)で行ったガンマ線測定データ及び燃焼解析計算結果のデータ集として取りまとめたものである。測定した燃料はプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料であり、照射後約15年間冷却されたものである。使用済MOX燃料の長期冷却後におけるガンマ線スペクトルデータを与える。

報告書

環境放射線の変動要因に関する研究(3)

not registered

PNC-TJ1545 93-006, 224 Pages, 1993/03

PNC-TJ1545-93-006.pdf:10.3MB

平成3年度に兵庫県宝塚-六甲山周辺において当委員会の全委員が参加して、各種測定機器を用いた合同調査を実施したが、本年度は動燃事業団および地質調査所が過去においてカーボーン調査を行いデータが集積されている岐阜県土岐市周辺を調査対象に選定し、前年度と同様な方式に沿ってカーボーン調査を実施した。この調査により、過去の計数率のみ記録されたデータであっても、放射線線量率に換算できるようになった。また、5 ファイx5 と4 ファイx4 NaI(Tl)とを装備した別個のカーボーン測定によるデータの放射線線量率への換算も裏付けられた。なお、原子力発電所所在の道府県モニタリング施設の放射線線量レベルを色別図示したこと、およびヘリコプタ・エアボーン調査の成果を本報告書で取り上げたことは、全国放射線線量レベルのメッシュマップ完成のために多いに寄与するものと考える。

報告書

核設計基本データべースの整備(II)-JUPITER-I実験データ集-

核データベース*

PNC-TN9410 93-010, 502 Pages, 1992/12

PNC-TN9410-93-010.pdf:17.39MB

本報告書は,動燃事業団と米国エネルギー省(DOE)との共同研究として,アルゴンヌ国立研究所(ANL-W)の大型臨界実験装置ZPPRにおいて,1978年から1979年にわたって実施した大型高速炉臨界実験のフェーズI(JUPITER-I)の実験データをまとめたものである。JUPITER-I実験には,電気出力60$$sim$$80万kWe級の2領域均質炉心を模擬した以下の7つの炉心が含まれる。ここで収録した実験項目は,臨界性,制御棒反応度,反応率分布,Naボイド反応度,サンプル反応度,ドップラー反応度,ガンマ発熱,中性子スペクトルである。(1)ZPPR-9炉心:炉心体積約46001の2領域円筒型のクリーン炉心。(2)ZPPR-10A炉心:ZPPR-9炉心とほぼ同じサイズで19本のCRPを持つ6角形の工学的模擬炉心。(3)ZPPR-10B炉心:ZPPR-10A炉心のCRPのうち7本を制御棒とした。(4)ZPPR-10C炉心:ZPPR-10A炉心とほぼ相似形で炉心体積を62001とした。(5)ZPPR-10D炉心:ZPPR-10C炉心と同じサイズでCRPを31本とした。(6)ZPPR-10D/1炉心:ZPPR-10D炉心のCRPのうち中心1本を制御棒とした。(7)ZPPR-10D/2炉心:ZPPR-10D炉心のCRPのうち7本を制御棒とした。本実験データ集は,JUPITER実験の成果を,大型FBR炉心の炉物理研究および核設計のための基本データベースとして,将来にわたって有効に活用することを目的として整備したものである。したがって,実験内容を理解するために必要な情報とともに,実際に実験を解析するために必要な詳細データをくまなく網羅した。また,本実験データ集に含まれている実験体系の情報は,ほとんど大洗工学センターの大型計算機上に保管されており,今後の炉物理研究の進捗に応じて解析コードへの入力データとして利用できるようにした。

報告書

「常陽」運転特性試験マニュアル

吉田 昌宏; 沖元 豊; 曽我 彰*; 長崎 英明*; 有井 祥夫; 鈴木 惣十; 金城 勝哉

PNC-TN9520 91-007, 54 Pages, 1991/06

PNC-TN9520-91-007.pdf:1.43MB

高速実験炉「常陽」では,プラント特性及び炉心特性を把握し,原子炉の安定かつ安全な運転に資することを目的に,運転サイクル毎に運転特性試験を実施している。本マニュアルは,運転特性試験のうち,臨界点確認試験,制御棒構成試験,反応度係数測定試験を対象に,データ処理及び試験の要領と手順をまとめたものである。

報告書

放射線位置検出器による放射性粒子の粒径測定

金盛 正至*; 関 昭雄

PNC-TN841 81-57, 19 Pages, 1981/10

PNC-TN841-81-57.pdf:0.39MB

放射線位置検出器による放射性粒子粒径測定法は,当初の目標である5mm巾電極による粒径測定及び均一な抵抗性電極による測定が従来のオートラジオグラフィー法と比較して良い精度で測定可能であることがわかっている。本報告書は粒子径情報を,実際の粒子径に変換する情報処理の方式に関する調査検討である。検討の結果粒子径データを実粒子径に変換するにはミニコンクラスの計算機を使用することで可能であることがわかった。放射性粒子粒径測定法は,放射線位置検出器を用いて実施する場合コスト高となるのが欠点であるが,現在までの研究により,検出部として,1.半導体位置検出器を直接用いる方法,2.ZnS(Ag)シンチレータ,JiTチューブ及び半導体位置検出器を用いる方法があり,出力された粒子径に関する画像処理を行うことにより,粒子の分布状態及び粒子径を目視で迅速に確認できることがわかっている。

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