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論文

ナトリウム冷却高速炉の自然循環崩壊熱除去時における炉内熱流動評価手法の高度化,1; 径方向熱移行現象評価に関わるサブチャンネル解析コードASFERの妥当性確認解析

菊地 紀宏; 堂田 哲広; 橋本 昭彦*; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之

第23回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 5 Pages, 2018/06

高速炉の安全性強化の観点から、循環ポンプ等の動的機器を必要としない自然循環冷却が期待されている。自然循環時の炉心流量は定格運転時の2から3%程度となり、隣接する燃料集合体間の径方向熱移行や浮力による炉心内流量再配分が、炉心全体及び燃料集合体内の温度分布に与える影響が相対的に強くなる。自然循環時の燃料集合体内温度分布評価では、この燃料集合間熱移行の考慮が重要となる。本研究では、燃料集合体内熱流動解析と連成させた炉心全体の熱流動解析評価手法整備の前段階として、低流量かつ径方向熱移行量が大きい条件での燃料集合体内熱流動に対するサブチャンネル解析コードASFREの妥当性確認を目的に、隣接集合体間の径方向熱移行が発生する条件で実施されたナトリウム試験を対象とした試験解析を実施した。計測結果との比較により、これまで集合体単体を対象に整備を進めてきたASFREの既存物理モデルである、圧力損失を評価するDistributed Resistance Model及び集合体内の乱流混合を評価するTodreas-Turi Modelの径方向熱移行現象評価への適用性及び解析結果の妥当性確認を行った。

論文

ナトリウム冷却高速炉の内部ダクトを有する燃料集合体内熱流動解析

菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 田中 正暁; 大島 宏之

日本機械学会関東支部茨城講演会2017講演論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2017/08

ナトリウム冷却高速炉システムの安全性強化に係る概念構築の一環として、シビアアクシデント時に炉心が溶融する遷移過程において早期に溶融燃料を炉心部から排出し、炉心部での再臨界を排除するため、燃料集合体内に内部ダクトを有する燃料集合体(FAIDUS)の採用を検討している。この内部ダクトの存在により冷却材の偏流や温度分布の非対称性が生じることが懸念されることから、原子力機構で開発してきた高速炉燃料集合体内熱流動解析コードSPIRALを用い、FAIDUS内の熱流動特性を詳細に確認することとした。先進型ナトリウム冷却大型高速炉の定格条件(暫定条件)を境界条件とするFAIDUSの熱流動解析を実施した結果、従来の正六角管型集合体の熱流動特性と同様な傾向を示し、特異な温度分布を示さないことを確認した。

論文

高速炉模擬燃料集合体内ワイヤピン周りの詳細流動解析

菊地 紀宏; 大島 宏之; 今井 康友*; 檜山 智之; 西村 正弘; 田中 正暁

日本機械学会関東支部茨城講演会2015講演論文集, p.179 - 180, 2015/08

ナトリウム冷却型高速炉の経済性向上策の一つとして燃料の高燃焼度化が挙げられるが、その実現にはスエリング等による燃料ピン変形状態および変形時の燃料集合体内の熱流動現象を詳細に評価する必要がある。原子力機構では、燃料集合体熱流動詳細解析コードSPIRALを整備し、種々の検証解析を実施し、コード適用性を確認してきた。本報では、燃料ピン周りの詳細な速度分布が得られている3本ピン水試験を対象に試験解析を実施し、集合体内の速度場を精度よく再現できることを確認した。これにより、燃料集合体内ギャップ部における流れ場に対し、SPIRALに組み込まれたHybrid型乱流モデルが高い適用性を持つことを示した。

報告書

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成16年度

ホット試験室

JAERI-Review 2005-047, 95 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-047.pdf:6.27MB

本報告書は、平成16年度及び平成17年度上期予定のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、東京電力・福島第2発電所1号機で5サイクル照射されたBWR燃料集合体の燃料棒非破壊試験,55GWd/t先行照射燃料の燃料棒破壊試験及び核燃料サイクル開発機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の再組立作業を実施した。また、「むつ」使用済燃料集合体については、再組立作業及び照射後試験を継続,実施した。WASTEFでは、原子炉構造材料の高圧水中複合環境下低歪速度試験,再処理施設用新材料等の腐食試験,廃棄物処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物等の物性試験を実施した。また、高経年化対策にかかわる調査研究業務として、関西電力美浜3号機2次系破損配管を受け入れて、外観及び内面観察等を実施した。新たな試験機器として原子炉構造材の照射脆化調査のため、オージェ電子分光分析装置を設置した。ホットラボでは、廃止措置計画に基づき、前年度に引き続きセミホットセル1基及びジュニアセル14基の解体・撤去作業を実施した。また、ホットラボを未照射核燃料物質保管管理施設として利用する決定を受けて、使用開始に向けた準備を進めた。

論文

炉心燃料チャンネル内大規模二相流シミュレーション

高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 秋本 肇; 青木 尊之*

第24回日本シミュレーション学会大会発表論文集, p.161 - 164, 2005/07

著者らは二相流計算に特有の実験式や構成式を極力用いないで原子炉内の水や蒸気の挙動を正確に予測する解析手法の開発を行っている。本報では、革新的水冷却炉に用いられる稠密燃料集合体内の複雑な水-蒸気系二相流挙動を、地球シミュレータ等のスパコンを利用した大規模3次元シミュレーションによって予測評価し、狭隘流路を流れる気泡の流動に及ぼす流路壁の影響や燃料棒表面を流れる液膜に及ぼすスペーサの影響などを定量的に明らかにした。今研究によって、大規模シミュレーションを主体とした炉心熱設計手法の開発に対して高い見通しを得ることができた。

報告書

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成15年度

ホット試験室

JAERI-Review 2005-003, 105 Pages, 2005/02

JAERI-Review-2005-003.pdf:21.21MB

本報告書は、平成15年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、東京電力・福島第2発電所1号機で5サイクル照射されたBWR燃料集合体の受入及び集合体試験,55GWd/t先行照射燃料の燃料棒非破壊試験及び核燃料サイクル開発機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の材料強度試験等を実施した。また、「むつ」使用済燃料集合体については、再組立作業及び照射後試験を継続,実施した。WASTEFでは、原子炉構造材料の高圧水中複合環境下低歪速度試験,再処理施設用新材料等の腐食試験,廃棄物処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物等の物性試験を実施した。また、TRU窒化物燃料の熱物性測定にかかわる気密ボックス型の熱拡散率測定装置及び比熱容量測定装置を新たに整備した。ホットラボでは、廃止措置計画に基づき、小型鉛セル3基の解体・撤去作業を実施するとともに、材料研究室内の透過型電子顕微鏡等をWASTEFに移設した。

論文

地球シミュレータを利用した燃料チャンネル内大規模気泡流シミュレーション

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*

ハイパフォーマンスコンピューティングと計算科学シンポジウム(HPCS 2005)論文集, P. 16, 2005/01

燃料集合体内の二相流解析には従来から二流体モデルが使われているが、二流体モデルはすでに特性が解明されている範囲での平均的かつ巨視的な現象に対してのみ有効であり、気液二相流を特徴づける非定常な界面構造を予測する機構論的な解析法とは言い難い。そこで、著者らは地球シミュレータ等のスパコンを利用して相変化や流動遷移などの複雑な過渡現象を含む二相流挙動を直接的に解析する手法の開発を行っている。本報では、革新的水冷却炉を例として行った検証解析結果について述べる。稠密に配置された燃料棒間の流路形状を簡略模擬した体系で大規模二相流解析を行い、(1)微細な気泡は下流へと移行しながら合体し、次第に成長する,(2)合体により気液界面が大きく変形し、それに伴って気泡周囲に複雑な速度場が形成される等の3次元的な気泡流のダイナミクスを再現できた。予測結果の傾向はモデル実験結果とよく一致しており、大規模シミュレーションを主体とした炉心熱設計の実現に大きな見通しを得た。

論文

将来型水冷却炉の二相流挙動に関する3次元数値予測

小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 叶野 琢磨; 秋本 肇

第18回数値流体力学シンポジウム講演要旨集(CD-ROM), 6 Pages, 2004/12

原子炉における冷却材の複雑な伝熱現象や相変化を含む混相流挙動に関する物理的メカニズムの詳細を数値的に解明し、また、原子炉燃料集合体をフルサイズで模擬した体系下で熱流動挙動の詳細を計算機上に再現することを目的として、地球シミュレータ等を利用した大規模シミュレーション技術の開発を行っている。本報は、技術開発の一環として行った将来型水冷却炉内二相流挙動の3次元予測結果について述べる。本提案の解析手法によって、狭隘流路を有する将来型水冷却炉の燃料集合体内の3次元水-蒸気分布の詳細を数値予測できる見通しを得た。また、気液界面の二相流構造,気泡の合体・分裂メカニズムに関して有益な知見を得た。

論文

炉心冷却材流路内燃料棒まわりの大規模二相流シミュレーション

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*

第23回日本シミュレーション学会大会発表論文集, p.121 - 124, 2004/06

革新的水冷却炉の稠密燃料集合体内二相流挙動を大規模計算によって予測する研究を行っている。今回の解析では、燃料集合体入口の流速,ボイド率等を種々に変えて行い、複数燃料棒まわりの液膜流挙動に関して、次のような定量評価が得られた。燃料棒の外周は薄厚の液膜で覆われ、その外側を蒸気が流れる。燃料棒間隔が狭い場所では、隣り合う燃料棒が液膜によって接続される架橋現象が見られる。また、蒸気は燃料棒三角ピッチ配列の中心部をストリーク状に鉛直方向に流れる。この領域は狭隘部に比べて摩擦抵抗が低いため、蒸気は流れ易いからである。さらに、一連の解析結果は、実験結果の傾向とよく一致することがわかった。

論文

稠密燃料集合体内二相流挙動に関する大規模シミュレーション

小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 叶野 琢磨; 呉田 昌俊; 秋本 肇

第41回日本伝熱シンポジウム講演論文集, 2 Pages, 2004/05

原研が開発を進めている低減速軽水炉を対象として、稠密燃料集合体内の二相流挙動を直接解析によって予測する研究を、地球シミュレータによる大規模シミュレーションによって行っている。本研究では、熱の影響がない非加熱等温流条件に対して、低減速軽水炉の炉心条件をもとに燃料集合体入口の流速やボイド率を変えて一連の解析を実施し、次の傾向の予測に成功した。(1)燃料棒表面が薄厚の液膜で覆われる,(2)燃料棒間隔が狭い領域で液膜の架橋現象が起こる,(3)蒸気は燃料棒間隔が広い三角ピッチ中心部をストリーク状に流れる。

論文

Numerical analysis of two-phase flow characteristics in a reduced-moderation light water reactor

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定; 秋本 肇

Transactions of the American Nuclear Society, 89, p.88 - 89, 2003/11

筆者らは低減速軽水炉の炉心内二相流特性を直接解析による大規模シミュレーションによって解明する研究を行っている。熱の影響がない非加熱等温流条件に対して、低減速軽水炉の炉心条件をもとに燃料集合体入口流速,ボイド率等をパラメータとして一連の解析を行い、次の結論を得た。(1)小さな気泡が合体して成長した大きな気泡は、一度壁に接触すると表面張力により壁表面に沿って下流へと移動する。(2)大きな気泡は大きくなりすぎると気液界面に生じるせん断力によって小気泡に分断される。(3)炉心三角ピッチ配列の中心領域は燃料棒間狭隘部に比べて流動抵抗が低いため、大きな気泡は次第に三角ピッチ配列の中心領域に凝集しながら下流へと移動する。(4)スペーサ領域で大きな気泡は多くの小気泡に分断され、その結果スペーサ後流の水平方向のボイド率分布は均一化される方向にある。(5)低減速軽水炉における気泡の運動は流れ方向への直線的な移動が支配的であり、ボイドドリフトの影響BWR炉心よりも小さい傾向にある。

論文

Direct numerical simulation on fluid flow characteristics in a tight-lattice fuel bundle

吉田 啓之; 高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定; 秋本 肇

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/09

低減速軽水炉の燃料集合体をフルサイズで模擬した体系で、稠密炉心内の二相流挙動を大規模シミュレーションによって解明することを目的として、地球シミュレータを利用した二相流直接解析を行っている。燃料集合体の解析には従来からサブチャンネル解析コードが利用されているが、実験結果に基づく構成式を必要とする。したがって、本研究対象である1mm程度の狭隘流路における二相流データが存在しない場合には、高精度の予測は困難である。そこで、筆者らは実験データを必要としない直接解析手法を燃料集合体内二相流解析に適用した。今回、予備的に実施した非加熱等温流条件下における大規模シミュレーションの結果、稠密燃料集合体内の流速,ボイド率等の3次元分布を直接解析によって定量評価できる見通しが得られた。また、等温二相流条件の解析結果から、燃料棒に沿って流れ方向に進行する高ボイド域の存在が予測された。今後、大型熱特性試験データをもとに詳細な検証を行う考えである。

論文

AVSを用いた燃料集合体内熱流動解析結果の可視表示法の開発

高瀬 和之; 増子 献児*; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定; 久米 悦雄

可視化情報学会誌, 23(Suppl.1), p.363 - 364, 2003/07

原研では軽水炉の高度利用を目指して低減速軽水炉の開発を行っている。低減速軽水炉は、炉心冷却を行う減速材の割合を減らし、発生する高速中性子の減速を抑制することで1.0以上の高い転換比を可能とする水冷却炉で、燃料に対しての減速材の割合を小さくするために、燃料棒間ギャップを従来軽水炉の3mm程度から1mm程度まで稠密化した燃料集合体が用いられる。著者らは、低減速軽水炉の炉心熱設計に資するため、稠密燃料集合体内の3次元熱流動解析を行っているが、体系が複雑であり、しかも、解析結果が膨大となるため、定量的な評価に時間がかかる。そこで、定量評価を容易にするために、可視化ソフトAVS/Expressを使って可視表示専用プログラムの開発を行った。本研究によるAVS/Expressによる画像処理法,可視画面構築のための座標変換法等の開発により、燃料集合体内の流速,温度,ボイド率等の詳細な3次元分布の可視表示が可能になった。

報告書

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成13年度

ホット試験室

JAERI-Review 2002-039, 106 Pages, 2003/01

JAERI-Review-2002-039.pdf:9.46MB

本報告書は、平成13年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTE及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では所外利用として、前年度に引き続きBWR燃料集合体の非破壊・破壊試験,サイクル機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の非破壊試験等を実施した。所内利用として、「むつ」使用済燃料集合体の再組立及び照射後試験に着手した。WASTEFでは廃棄物処理処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物の高温安定性試験及び原子力用材料のIASCC研究にかかわるSSRT試験装置の整備・性能試験を実施した。ホットラボでは所外利用として、東電柏崎5号機で照射された大幅高燃焼度用照射材料の照射後試験を実施した。所内利用では核融合炉材料及び大強度陽子加速器ターゲット容器材料等の照射後試験を実施した。また、ホット試験室の総力を挙げて、国からの要請による中部電力浜岡原発1号機の余熱除去系配管破断の検査を行った。

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

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。

報告書

高速炉用炭・窒化物燃料の照射後試験 - 燃料ピンの非破壊試験結果 -

勝山 幸三; 永峯 剛; 前田 宏治; 松元 愼一郎

JNC-TN9410 2000-009, 65 Pages, 2000/09

JNC-TN9410-2000-009.pdf:4.36MB

日本国内初の高速炉(実験炉「常陽」)を用いたウラン・プルトニウム混合炭・窒化物燃料(以下 炭・窒化物燃料)の照射試験は、高速炉における照射挙動及び燃料ピンの健全性を確認し、新型燃料の評価に資するために実施した。本研究では炭化物燃料ピン1本、窒化物燃料ピン2本を最大燃焼度約40GWd/tまで照射した。炭・窒化物燃料の非破壊照射後試験は大洗工学センター照射燃料集合体試験施設において平成11年10月から開始し、平成12年3月に終了した。本報告書は炭・窒化物燃料の非破壊照射後試験結果について報告するものである。主な結果を以下に示す。(1)照射後非破壊試験結果から炭・窒化物燃料ピンの健全性を確認した。(2)炭・窒化物燃料のスタック伸び率は、高速炉用MOX燃料のそれよりも大きく、これは燃料スエリング挙動の違いに起因している現象と予測される。(3)炭・窒化物燃料のスタック部の$$gamma$$線強度分布に特異な挙動は確認されなかった。窒化物燃料では下部熱遮蔽ペレット部及び燃料ペレット外周部へのCs137の移動挙動に差異が認められた。炭化物燃料では明確なCs137の移動は確認されなかった。(4)燃料ピン寸法測定から直径ギャップ幅の小さい炭化物燃料及び窒化物燃料ではスタック部にFCMIに起因すると予測される50$$mu$$m前後の外径増加が確認された。一方、直径ギャップ幅の大きい窒化物燃料ではペレットのリロケーションに伴うと予測される比較的顕著なオーバリティが観察された。(5)窒化物燃料のFPガス放出率は3.3%と5.2%を示し、高速炉用MOX燃料と比較すると低い値であった。

報告書

「もんじゅ」型燃料集合体(MFA-1,2)被覆管の急速加熱破裂挙動評価

吉武 庸光; 大森 雄; 坂本 直樹; 遠藤 敏明*; 赤坂 尚昭; 前田 宏治

JNC-TN9400 2000-095, 110 Pages, 2000/07

JNC-TN9400-2000-095.pdf:13.57MB

米国Fast Flux Test Facilities(FFTF)で照射された「もんじゅ」型燃料集合体MFA-1及びMFA-2に装荷されたPNC316及び15Cr-20Ni鋼被覆管の燃料ピンはこれまでで最高の高速中性子照射量を達成している。これらオーステナイト系ステンレス鋼を高速炉炉心材料とした場合、高速中性子照射に起因するスエリングによる形状変化(体積膨張)が使用上重要な評価項目であるが、機械的性質に及ぼす照射効果、特に重照射条件でのスエリングした材料の機械的性質の評価も重要なことである。そこで、重照射されたPNC316、15Cr-20Ni鋼被覆管のLOF時の過渡変化時における燃料健全性評価に資することを目的として、これらMFA-1、MFA-2の燃料被覆管について急速加熱バースト試験を行うとともに、その後の金相試験、TEM観察に基づき急速加熱破裂挙動を評価した。本試験・評価で得られた主な結果は以下の通りである。1)PNC316では、照射量2.13$$times$$10の27乗n/mの2乗(E$$>$$0.1MeV)までの範囲において、周応力100Mpa程度までの低応力条件では破裂温度はこれまでの照射材データと同様であり照射量の増大に伴う破裂温度の低下は見られなかった。2)15Cr-20Ni鋼では、照射量2.27$$times$$10の27乗n/mの2乗(E$$>$$0.1MeV)までの範囲において、周応力約200MPaまでの条件において、破裂温度は非照射材と同等であり、照射による破裂温度の低下は見られなかった。3)PNC316について、「もんじゅ」燃料使用末期条件である周応力69MPa(7kgf/mmの2乗)にて試験した結果、破裂温度は1055.6$$^{circ}C$$であった。ここで試験加熱速度は5$$^{circ}C$$/sであり、「もんじゅ」設計におけるLOF時の1次ピークで想定される被覆管温度上昇率よりも厳しい条件であることから、本照射量条件において「もんじゅ」燃料の許容設計限界の被覆管最高温度(肉厚中心)830$$^{circ}C$$の保守性を示した。4)今回試験したスエリング量数%の条件では、急速加熱バースト後の組織は照射後試験加熱前の組織と比較して顕著な違いは認められず、破裂機構に関してスエリング量、破裂温度及び組織(ボイドの結晶粒界への偏析、粗大化)間の相関は見られなかった。

報告書

ODSフェライト鋼被覆管の設計評価用関係式の検討

水田 俊治; 上平 明弘; 鵜飼 重治

JNC-TN9400 2000-048, 28 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-048.pdf:0.64MB

高速増殖炉の被覆管材料としてのODSフェライト鋼は、耐照射性に優れるフェライト-マルテンサイト鋼中に酸化物(Y2O3)を微細に分散させて高温強度を改善しているため、燃料集合体の高燃焼度化とプラントの高温化を同時に達成可能な材料として期待されている。実用化戦略調査研究において、基準プラントである「MOX燃料Na冷却炉」の燃料被覆管にODSフェライト鋼を適用した場合の設計研究を供するため、ODS鋼フェライト鋼について、最新データを基に以下の材料特性・強度関係式を暫定的に策定した。(1)設計クリープ破断応力強さ(2)クリープ強度補正係数(環境効果)(3)外面腐食(Na中)(4)内面腐食(MOX燃料中)(5)熱伝導度

報告書

水炉用MOX燃料データベースの構築(1)

菊池 圭一; 白井 隆夫*; 中沢 博明; 安部 智之

JNC-TN8410 2000-012, 239 Pages, 2000/04

JNC-TN8410-2000-012.pdf:17.15MB

核燃料サイクル開発機構は、新型転換炉燃料及び軽水炉用のMOX燃料の開発を目的とした照射試験を数多く実施してきた。こうして得られた貴重なデータを統一的に整理・管理し、有効に活用するため、平成10年度に水炉用MOX燃料データベースの構築を開始した。これまでに照射試験データ及びそれに関連する燃料製造データの収集・整理、データベースシステムの設計、支援プログラムの作成を完了し、現在は優先度順にデータの入力作業を実施している。本データベースシステムは、パソコンのメニュー画面での操作を行うことが可能である。現在まで、11体の燃料集合体に関する約94,000件のデータの入力が終了している。今後、残りのデータの入力を行い、必要に応じてシステムに修正を加えることにより、本データベースの構築を平成12年度中に完了する予定である。本データベースの完成後には、関係部署でも活用できるようCD-Rでの配布を行う予定である。本報告書は、平成10、11年度作業をまとめた中間報告書であり、これまでに作成したデータベースシステムの構造を説明するとともに利用方法を解説した。

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