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論文

Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactors, 1; Project overviews

佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 村松 健*; 牟田 仁*; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; 山本 剛*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

本報告では、高温ガス炉PRAの実施上の課題である、建屋や黒鉛構築物、配管など静的な系統、構築物及び機器の多重故障を考慮した地震PRA手法の確立に向け進めている、静的SSCの多重故障を考慮した事故シーケンス評価手法構築、建屋、黒鉛構築物の損傷を考慮したソースターム評価手法構築、地震時の具体的な事故シナリオ検討に資するフラジリティ評価手法構築及び実用高温ガス炉への適用性評価の概要について報告する。

論文

Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactors, 2; Development of accident sequence analysis methodology

松田 航輔*; 村松 健*; 牟田 仁*; 佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

高温ガス炉における、地震起因による原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の複数破断を含む事故シーケンス群の起因事象モデルについて、ソースタームの支配因子に着目した起因事象に対する階層イベントツリーを適用する場合と、個々の破断の組合せを考慮した多分岐イベントツリーを適用する場合を対象に地震時事故シーケンス頻度評価コードSECOM2-DQFMによる試計算を行った。評価結果から、高温ガス炉のための効率的かつ精度を維持できる起因事象の分類方法を構築できる見通しを得た。

論文

Development of a hazard curve evaluation method for a forest fire as an external hazard

岡野 靖; 山野 秀将

Proceedings of International Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment and Analysis (PSA 2015) (USB Flash Drive), p.22 - 31, 2015/04

森林火災に対するハザード曲線をロジックツリーに基づく手法で評価した。ロジックツリーは、森林火災発生・延焼条件、天気条件、植生・地形条件から構成される。本研究では、日本における典型的な原子力発電所立地条件を設定した。当該地域における森林火災発生頻度は日本平均の約1/5程度である。森林火災の発生地点は日本における主要な発生原因を考慮して選定した。天気条件の出現頻度は、"気温-湿度"と"風速-風向"の2つの条件セットで表現可能であった。森林火災延焼シミュレーションを通じ、感度の高い条件(風速, 湿度)に対する森林火災強度の応答曲面を構築する一方、感度の低い条件(気温)に対してはロジックツリーから省略することで簡略化を行った。モンテカルロシミュレーションにより、ロジックツリーによるハザード曲線を導出した。火線強度は10$$^{-4}$$/年頻度で200kW/m、1.3$$times$$10$$^{-5}$$/年頻度で300kW/mと求められた。

報告書

平成12年度安全研究成果発表会(核燃料サイクル分野-状況等とりまとめ-)

岡 努; 谷川 勉*; 戸室 和子*

JNC-TN8200 2001-001, 42 Pages, 2001/01

JNC-TN8200-2001-001.pdf:3.16MB

平成12年12月14日、核燃料施設、環境放射能及び廃棄物処分を対象とした平成12年度安全研究成果発表会を核燃料サイクル開発機構(以下「サイクル機構」という。)アトムワールド(東海事業所)で開催した。本発表会は従来、職員相互の意見交換の場として、社内の発表会として開催されたが、平成8年より公開の発表会とし、社外(科技庁、大学、原研、電力、メーカ)からも多数の方々の参加をいただき、学識経験者等のご意見、ご要望を広く拝聴する方式で開催することとした。本発表会の発表課題は、サイクル機構が「安全研究基本計画」に基づいて実施している核燃料施設、環境放射能、廃棄物処分及び確率論的安全評価(核燃料施設に係るもの)分野の安全研究課題(全41課題)の中から、選定された13課題である。平成11年度の成果について各課題の発表を行った。本資料は、今後の安全研究の推進・評価に資するため、各発表における質疑応答、総括コメント等についてとりまとめたものである。なお、発表会で使用したOHP等はJNCTW1409 2000-004「平成12年度安全研究成果発表会資料(核燃料サイクル分野)」で取りまとめている。また、サイクル機構が実施している核燃料サイクル分野の安全研究の成果をJNCTN1400 2000-013「安全研究成果の概要(平成11年度-核燃料サイクル分野-)」でとりまとめている。

報告書

安全研究計画調査票(平成13年度$$sim$$平成17年度)

安全推進本部*

JNC-TN1400 2001-002, 172 Pages, 2001/01

JNC-TN1400-2001-002.pdf:6.28MB

平成平成12年ll月30日の内閣総理大臣官房原子力安全室(現内閣府原子力安全委員会事務局)からの依頼に基づき、安全研究年次計画(平成13年度$$sim$$平成17年度)に登録された研究課題(高速増殖炉;14件、核燃料施設;10件、耐震;1件、確率論的安全評価等;3件、環境放射能;6件、廃棄物処分;15件)についての安全研究計画調査票を作成した。また、社内研究課題についても年次計画に登録された研究課題と同等に扱うとの観点から、(高速増殖炉;1件、核燃料施設;3件、確率論的安全評価等;1件、環境放射能;1件、その他(「ふげん」の廃止措置);1件)についての安全研究計画調査票を作成した。本報告書は、これらの調査票を取りまとめたものであり、平成12年10月に策定した「安全研究基本計画(平成13年度$$sim$$平成17年度)」に基づき、研究の達成目標や研究の実施内容を具体的に示したものである。

報告書

動的信頼性解析プログラムDYANAの改良

田村 一雄*; 入谷 佳一*

JNC-TJ9440 2000-004, 22 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-004.pdf:2.35MB

確率論的安全評価において、事故シーケンスの発生頻度を求めるために、フォールトツリー/イベントツリー手法が広く使われている。しかし、従来の手法では、運転現場において実際に運転員が対峙している事象推移をダイナミックに取り扱うことができない。そこで、FBRを対象とした、緊急時運転手順操作とプラントの間のダイナミックな相互作用を扱う動的解析プログラム(DYANA)を作成した。これまでの開発の中で基本的な解析モデルは固まりつつあるが、計算時間の短縮が課題となっている。今回作業では計算時間を短縮するためにMPIを用いてDYANAの並列化を実施し、WSクラスタ上でほぼ理想値に近い並列化性能を実現した。

報告書

緊急時プラント過渡応答解析(2)

小山 和也*; 菱田 正彦*

JNC-TJ9440 2000-002, 90 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-002.pdf:1.43MB

動的信頼性評価プログラムDYANAの開発に資するため、プラント動特性解析コードSuper-COPDを用いて、緊急時に想定される事故シーケンスの解析を行った。本作業では、昨年度作成の解析モデル及び入力データを使用して、DYANA整備に必要な事故シーケンスのうち昨年度未実施のPLOHS(Protected Loss of Heat Sink)シーケンス9ケースについて、入力データ作成及び解析を行い、その結果を整理した。

報告書

地層処分システム性能評価のための生物圏評価モデルの高度化(3)(研究委託内容報告書)

池田 孝夫*; 吉田 英爾*; 三木 崇史*

JNC-TJ8400 2000-046, 264 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-046.pdf:6.73MB

本研究では、保守的アプローチに基づく生物圏評価パラメータ値の設定に関する方法論、生物圏評価における確率論的評価手法の適用性及び海洋を核種の放出域とした生物圏評価モデルについて検討した。保守的アプローチに基づくパラメータ設定に関する方法論の検討では、設定にあたり考慮すべき事項について検討を行い、生物圏評価におけるデータ選定プロトコルを作成した。確率論的評価手法の検討では、直接モンテカルロ法、及びラテンハイパーキューブ法が適していることがわかった。また、第2次取りまとめのレファレンスケースをベースに確率論的評価手法を適用し、各パラメータに対する感度分析を行った。海洋を核種の放出域とした生物圏評価モデルの検討では、地層処分で採用している海洋のモデルの適用性について検討し、マルチコンパートメントモデルが最も適していることが明らかになった。また、コンパートメントモデルを用いた評価をもとに、原子力施設で採用されている数値解析モデルによる結果と比較を行った。その結果、両者の結果の差は小さいことが確認された。

報告書

地層処分システム性能評価のための生物圏評価モデルの高度化(3)(研究概要)

池田 孝夫*; 吉田 英爾*; 三木 崇史*

JNC-TJ8400 2000-045, 134 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-045.pdf:4.12MB

本研究では、保守的アプローチに基づく生物圏評価パラメータ値の設定に関する方法論、生物圏評価における確率論的評価手法の適用性及び海洋を核種の放出域とした生物圏評価モデルについて検討した。保守的アプローチに基づくパラメータ設定に関する方法論の検討では、設定にあたり考慮すべき事項について検討を行い、生物圏評価におけるデータ選定プロトコルを作成した。確率論的評価手法の検討では、直接モンテカルロ法、及びラテンハイパーキューブ法が適していることがわかった。また、第2次取りまとめのレファレンスケースをベースに確率論的評価手法を適用し、各パラメータに対する感度分析を行った。海洋を核種の放出域とした生物圏評価モデルの検討では、地層処分で採用している海洋のモデルの適用性について検討し、マルチコンパートメントモデルが最も適していることが明らかになった。また、コンパートメントモデルを用いた評価をもとに、原子力施設で採用されている数値解析モデルによる結果と比較を行った。その結果、両者の結果の差は小さいことが確認された。

報告書

システム構成管理プログラムの整備(2) ‐ 事故シーケンスカットセットデータベースの構築とGUI部の改良 ‐

重盛 正哉*; 関 一弘*; 多田 浩之*

JNC-TJ9440 2000-003, 173 Pages, 1999/03

JNC-TJ9440-2000-003.pdf:19.86MB

高速炉プラントのメンテナンス計画の策定に資することを目的として、メンテナンスにおける各フェイズ(運用系統が等しい期間)毎のリスクを評価するプログラムを作成した。平成10年度の作業では、平成9年度までに作成したプログラムのグラフィカルユーザーインターフェース部に対して、データ設定操作や評価結果の解釈の容易さ等のプログラムの使用性の向上を図るための改良作業を実施した。具体的には、系統運用構成画面の縮小表示機能、結果表示画面間の連携呼び出し機能等を追加した。また、リスク評価機能については、事故シーケンスカセットデータベース機能、リスクトレンド追跡機能等の追加作業を実施した。改良したグラフィカルユーザーインターフェースおよび解析部を用いたテストを行い、プログラムが正しく機能することを確認した。

報告書

地層処分の極限安全性に関する研究(II)(要約版)

大久保 博生*

PNC-TJ1222 98-002, 70 Pages, 1998/02

PNC-TJ1222-98-002.pdf:2.33MB

本研究では、まず、人間侵入、隆起・侵食、気候変動といったキーワード(あるいは発端事象)に関連する各事象やプロセスを定義し、一般公衆に恐怖感を与えるようなカタストロフィックなシナリオを検討した。次に、このようなシナリオのカタストロフィックな事象やプロセスの特徴をもとに、既住のモデル化概念の事例調査等を通じ、定量化概念(放出量、規模、放出モード(複合発生性)、放出形態、放出頻度、確率など)と処分場システム(周囲の環境状態も含む)の検討を行い、処分場並びにその周辺に与えるインパクトを評価・解析し得るモデルを実際に作成し、地層処分がもたらすリスクを算出し、そのようなシナリオが生じた場合に同時に発生する可能性がある地層処分以外のリスクとの対比が可能となることを考えた。最後に、ここで作成したモデルを用いて算出したリスクを可視化して他のリスクと比較できるような検討を行った。

報告書

地層処分の極限安全性に関する研究(II)

大久保 博生*

PNC-TJ1222 98-001, 212 Pages, 1998/02

PNC-TJ1222-98-001.pdf:20.18MB

本研究では、まず、人間侵入、隆起・侵食、気候変動といったキーワード(あるいは発端事象)に関連する各事象やプロセスを定義し、一般公衆に恐怖感を与えるようなカタストロフィックなシナリオを検討した。次に、このようなシナリオのカタストロフィックな事象やプロセスの特徴をもとに、既住のモデル化概念の事例調査等を通じ、定量化概念(放出量、規模、放出モード(複合発生性)、放出形態、放出頻度、確率など)と処分場システム(周囲の環境状態も含む)の検討を行い、処分場並びにその周辺に与えるインパクトを評価・解析し得るモデルを実際に作成し、地層処分がもたらすリスクを算出し、そのようなシナリオが生じた場合に同時に発生する可能性がある地層処分以外のリスクとの対比が可能となることを考えた。最後に、ここで作成したモデルを用いて算出したリスクを可視化して他のリスクと比較できるような検討を行った。

報告書

平成8年度安全研究成果(成果票)-原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)-

not registered

PNC-TN1410 97-043, 167 Pages, 1997/11

PNC-TN1410-97-043.pdf:7.22MB

平成9年10月9日の科学技術庁原子力安全局原子力安全調査室からの協力依頼に基づき、原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)に登録された研究課題(高速増殖炉;22件、核燃料施設;17件、耐震;1件、確率論的安全評価等;5件)について平成8年度安全研究の成果票を作成した。本報告書は、国に提出した成果票を取りまとめたものである。

報告書

ATR熱水力設計手法

not registered

PNC-TN1410 97-034, 338 Pages, 1997/09

PNC-TN1410-97-034.pdf:6.65MB

本書は、新型転換炉(ATR)のATR熱水力設計技術について、「ふげん」の設計技術から高度化を図るための研究を実施し、その妥当性等について、学識経験者の審議を通して集大成したものである。ATR実証炉の開発において「ふげん」の開発で培われた解析手法、解析コードを基に「ふげん」の運転実績等を踏まえつつ、設計手法の改良を行っており、それを基にATRの熱水力設計手法の高度化を図っている。特に熱的余裕の指標については、「ふげん」のMCHFRからMCPRに変更し、確率論的な評価手法を開発・導入している。このため、熱的余裕の評価の観点から特に重要な限界熱流速、圧力損失係数等の相関式については、実規模試験データとの対比により、その妥当性を検討した。また、チャンネル流量配分解析コードHAPI(AQUERIOUS)については、「ふげん」におけるチャンネル流量測定データとの対比により計算精度を確認した。さらに、バーンアウト発生確率解析コードDERIV-1については、モンテカルロ法による解析手法及び解析に用いられるデータベース等の妥当性を検討した。このほかに、熱水力安定性、炉心安定性、自然循環時の冷却性及び重水温度分布特性の評価手法について検討した。なお、本書のATR実験炉に係わる検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いている。

報告書

平成8年度安全研究成果発表会(動力炉分野-状況等とりまとめ-)

not registered

PNC-TN1410 97-014, 87 Pages, 1997/03

PNC-TN1410-97-014.pdf:2.92MB

平成8年11月14日、15日の両日、動力炉分野を対象とした第9回安全研究成果発表会が大洗工学センターの展示館(テクノ大洗)で開催された。本発表会では、高速増殖炉(FBR)、新型転換炉(ATR)、耐震及び確率論的安全評価研究の各分野の動力炉に関わる安全研究課題(全48課題)の中から、安全研究委員会の各分科会での検討を踏まえて昨年度未発表課題を中心に14課題が選定され、平成7年度の成果についての発表が行われた。さらに平成7年12月のもんじゅナトリウム漏洩事故から1年余りを経ているため、特別セッションとして「もんじゅ」に関わる最新の解析・実験評価の情報を提供した。また、本発表会は安全研究の透明性のより一層の確保のため、今年度から一般公開としてプレス、インターネット等を通じ広く参加者の公募を行った。これにより従来に増して社外(原子力安全委員、科技庁、自治体、大学、原研、電力、メーカー等の原子力関係者)の参加を頂くと共に、プレスの参加も得られた。岡林大洗工学センター所長の開会挨拶の後、1)新型転換炉の安全研究、2)事故評価及びシビアアクシデントに関する研究、3)確率論的安全評価及びその応用に関する研究、4)運転・設計安全性に関する研究、5)ナトリウム漏洩事故関連の解析・評価の5セッションに分けられた各課題の発表が行われた。また、石川迪夫北海道大学教授より、「安全観の変遷とその背景-もんじゅ事故によせて-」という演題で特別講演を頂くとともに、安全研究委員会委員長である須田副理事長の挨拶が行われ、両日の最後に各セッションの座長より、セッション毎に総評及び総括が行われた。さらに、本発表会を終えるにあたって、中野安全担当理事の閉会挨拶により、盛況のうちに発表会を終了した。本資料は、今後の安全研究の推進・評価に資するために、発表会での質疑応答、各セッションの座長による総括及び講評、岡林大洗工学センター所長の開会挨拶、石川北海道大学教授の特別講演、須田副理事長の挨拶、中野理事の閉会挨拶、両日の出席者リスト等について取りまとめたものである。なお、安全研究調査票、発表会当日のOHP資料は各々TN1410 96-066 安全研究成果の概要(平成7年度-動力炉分野)、TN1410 96-068 平成8年度安全研究成果発表会資料(動力炉分野)に収録している。

報告書

新型動力炉の安全研究の成果(平成3年度$$sim$$7年度)

not registered

PNC-TN1410 97-010, 462 Pages, 1997/02

PNC-TN1410-97-010.pdf:17.56MB

動燃事業団における安全研究は、昭和61年3月25日に定めた「安全研究の基本方針」及び「安全研究基本計画(平成3年度$$sim$$平成7年度)」(平成3年3月策定)に基づき、プロジェクトの開発と密接なかかわりを持ちつつ推進してきており、現在も引き続き「安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)」(平成8年3月策定)に基づき実施している。一方、これら事業団の安全研究は、一部の自主研究項目を除き、原子力安全委員会の定める「安全研究年次計画」にも登録されている。本報告書は、「安全研究基本計画(平成3年度$$sim$$平成7年度)」に基づき実施した平成7年度までの新型動力炉関連の安全研究の5年間の成果について、取りまとめたものである。新型動力炉分野ばかりでなく耐震分野、確率論的安全評価分野のうち新型動力炉に関連する安全研究の成果(全47件)を収録している。なお、このほかの安全研究の成果として、核燃料施設、環境放射能、放射性廃棄物処分について別の報告書で取りまとめている。

報告書

核燃料施設の安全研究の成果(平成3年度$$sim$$7年度)

not registered

PNC-TN1410 97-009, 345 Pages, 1997/02

PNC-TN1410-97-009.pdf:13.42MB

動燃事業団における安全研究は、昭和61年3月25日に定めた「安全研究の基本方針」及び「安全研究基本計画(平成3年度$$sim$$平成7年度)」(平成3年3月策定)に基づき、プロジェクトの開発と密接なかかわりを持ちつつ推進してきており、現在も引き続き「安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)」(平成8年3月策定)に基づき実施している。一方、これら事業団の安全研究は、一部の自主研究項目を除き、原子力安全委員会の定める「安全研究年次計画」にも登録されている。本報告書は、「安全研究基本計画(平成3年度$$sim$$平成7年度)」に基づき実施した平成7年度までの核燃料施設関連の安全研究の5年間の成果について、取りまとめたものである。核燃料施設等分野ばかりでなく耐震分野、確率論的安全評価分野のうち核燃料施設に関連する安全研究の成果(全45件)を収録している。なお、このほかの安全研究の成果として、動力炉、環境放射能、放射性廃棄物処分について別の報告書で取りまとめている。

報告書

平成3年度$$sim$$平成7年度安全研究成果(成果報告書用調査票) -原子力施設等安全研究年次計画(平成3年度$$sim$$平成7年度)-

not registered

PNC-TN1410 96-078, 581 Pages, 1996/12

PNC-TN1410-96-078.pdf:21.02MB

平成8年10月17日の科学技術庁原子力安全局原子力安全調査室からの協力依頼に基づき、原子力施設等安全研究年次計画(平成3年度$$sim$$平成7年度)に登録された研究課題(水炉(新型転換炉);5件、高速増殖炉;23件、核燃料施設;30件、放射性物質輸送;1件、耐震;3件、確率論的安全評価等;7件)について成果報告書用調査票を作成した。本報告書は、国に提出した成果報告書用調査票を取りまとめたものである。

報告書

安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)

not registered

PNC-TN1010 96-001, 59 Pages, 1996/03

PNC-TN1010-96-001.pdf:2.32MB

動燃の安全研究に関する研究計画は、「事業団においては従来安全研究は新型動力炉及び核燃料サイクル施設の開発のための研究の一環として行われてきたが、今後実証化段階に向かうに当たって、実証施設の安全性の確保、安全基準類の整備、合理化による経済性の向上のための安全研究を実施することが必要である。」との認識のもと、昭和61年3月に第1次計画である「安全研究の基本方針」として策定された。本基本方針は当面2$$sim$$3年を主たる対象として策定され、その後の内外の情勢の変化を考慮し、適切な時期に見直しを行い改訂を行うものとされた。その後、事業団の中長期事業計画(昭和62年8月)が策定され、その中で「安全研究の基本方針」の見直しが求められたこと、並びに研究及びプロジェクトの進展や外部からの要求条件の変化等、環境条件がより一層明確かつ具体的になってきたことと併せて、平成2年9月に原子力安全委員会の「安全研究年次計画」(平成3年度$$sim$$平成7年度)が策定されたこと等を勘案して、第1次計画である「安全研究の基本方針」の見直しを行い、国の「安全研究年次計画」と整合性を図る観点から平成3年度から5ケ年間の第2次計画として「安全研究基本計画」(平成3年度$$sim$$平成7年度)が平成3年3月に策定された。本基本計画では、個別研究計画を研究の進捗や内外のニーズの変化等に対して柔軟に対応し得るようにするとの考えから「I.安全研究の基本方針」と「II.安全研究計画」とで構成して後者の見直しができるようにされ、当該5ケ年間の途中である平成5年度から平成6年度にかけて出力研究計画の中間見直しが実施されて、平成7年1月に計画が修正された。第3次に当たる本「安全研究基本計画」(平成8年度$$sim$$平成12年度)については、平成5年度下期より安全研究委員会及び各分科会で「I.安全研究の基本方針」と「II.安全研究計画」における重点研究領域の検討を開始し、これに基づき平成6年度に事業団内で研究課題の募集を実施して「安全研究基本計画」(案)を策定するとともに、この中から国の「安全研究年次計画」(平成8年度$$sim$$平成12年度)にも提案登録する研究課題を選定し、国の計画と整合性のある事業団の計画として策定した。なお、「I.安全研究の基本方針」については、「もんじゅ」二次冷却系のナトリウム漏洩事故を契機として損なわれた社会的な信頼の早期回復に資する観

報告書

地層処分システム隔離性能に関する稀頻度事象定量化手法の検討(4)(要約)

大久保 博生*

PNC-TJ1222 96-005, 66 Pages, 1996/03

PNC-TJ1222-96-005.pdf:1.33MB

本年度は、まず、稀頻度事象の核種移行への影響解析フレームの全体像を明らかにするため、一例として、火成活動シナリオに対する計算ケースの想定並びに試解析を実施した。また、地震・断層シナリオ及び隆起・侵食シナリオに対するインフルエンス・ダイヤグラム上の境界条件への反映プロセスの検討を行った。次に、地下水シナリオに対する稀頻度事象の影響の重要度評価を行うため、専門家の知見を反映するための一般的な評価項目の検討、及び火成活動シナリオに対する具体的な専門家判断の必要項目を例示した。最後に、既存のデータベースシステムとの結合性を考慮したシナリオ自動展開ツールのビジュアル化機能の追加、さらに、リスク評価やFEPの階層的情報活用への本ツールの適用性についての概略的検討を行った。

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