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論文

Radiocaesium accumulation capacity of epiphytic lichens and adjacent barks collected at the perimeter boundary site of the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station

土肥 輝美; 大村 嘉人*; 吉村 和也; 佐々木 隆之*; 藤原 健壮; 金井塚 清一*; 中間 茂雄; 飯島 和毅

PLOS ONE (Internet), 16(5), p.e0251828_1 - e0251828_16, 2021/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:0(Multidisciplinary Sciences)

We investigated the radiocaesium content of nine epiphytic foliose lichens species and the adjacent barks at the boundary of the FDNPS six years after the accident in 2011. The $$^{137}$$Cs-inventory were determined to compare Cs retentions of lichens and barks under the same growth conditions. The $$^{137}$$Cs -inventory of lichens were respectively 7.9- and 3.8-times greater than the adjacent barks. Furthermore, we examined the Cs distribution within these samples using autoradiography (AR) and on the surfaces with an EPMA. AR results showed strong local spotting and heterogeneous distributions of radioactivity in both the lichen and bark samples, although the intensities were lower in the barks. In addition, radioactivity was distributed more towards the inwards of the lichen samples than the peripheries. This suggests that lichen can retain $$^{137}$$Cs that is chemically immobilized in particulates intracellularly, unlike bark.

論文

Radiocesium distribution in the sediments of the Odaka River estuary, Fukushima, Japan

萩原 大樹; 中西 貴宏; 小西 博巳*; 鶴田 忠彦; 御園生 敏治; 藤原 健壮; 北村 哲浩

Journal of Environmental Radioactivity, 220-221, p.106294_1 - 106294_9, 2020/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Environmental Sciences)

Radiocesium that originated from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident was deposited on the ground surface and has been transported via fluvial discharge, primarily in the form of particulates, to downstream areas and eventually to the ocean. During transportation, some of the radiocesium accumulated on the riverbed. In this study, we quantified the radiocesium deposition on the riverbed in the Odaka River estuary and investigated the radiocesium sedimentation process of the river bottom. Our results show that the radiocesium inventory in the seawater intrusion area is larger than those in the freshwater and marine parts of the estuary. Moreover, the particle-size distribution in the seawater intrusion area shows a high proportion of silt and clay particles compared with the distribution in other areas. The increased radiocesium inventory in this area is attributed to the sedimentation of fine particles caused by hydrodynamic factors (negligible velocity of the river flow) rather than flocculation factor by salinity variation.

報告書

ORIGEN-Sを用いた廃止措置用放射能インベントリ評価モジュールの開発

松田 規宏; 今野 力; 池原 正; 奥村 啓介; 須山 賢也*

JAEA-Data/Code 2020-003, 33 Pages, 2020/03

JAEA-Data-Code-2020-003.pdf:1.85MB

放射化計算において信頼できる評価結果を得るため、放射化計算コードORIGEN-Sによる放射化計算に必要なデータを取り扱うモジュール群の開発・整備を行った。本モジュール群を使用することで、任意の中性子のエネルギースペクトルと多群中性子放射化断面積ライブラリMAXS2015からORIGEN-Sの放射化断面積ライブラリを容易に作成することが可能となった。また、本モジュール群を用いた評価結果の妥当性を確認し、評価の信頼性を担保するため、処理過程のデータを図で視覚的に確認する機能、及び処理前後のデータを数値で比較する機能を整備した。

論文

Uranium waste engineering research at the Ningyo-Toge Environmental Engineering Center of JAEA

梅澤 克洋; 森本 靖之; 中山 卓也; 中桐 俊男

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 6 Pages, 2019/05

原子力機構人形峠環境技術センターは2016年12月に「ウランと環境研究プラットフォーム構想」を発表した。その一環として、われわれは、ウラン廃棄物工学研究を実施している。本研究の目的は、ウラン廃棄物の安全かつ合理的な処分に必要な処理技術を確立することである。具体的には、廃棄物中のウランや有害物質のインベントリを把握し、廃棄物中のそれらの濃度を、浅地中処分が可能な濃度に低減し、廃棄体の形態で処分する技術を開発することが必要である。廃棄物中のウランと有害物質の濃度を低減して処分するために、われわれは下記の課題に取り組んでいる。(1)ウランのインベントリ調査:ドラム缶中のウラン量や化学形態を調査している。(2)金属・コンクリート廃棄物の除染技術の開発:ウランで汚染された金属やコンクリートの除染方法を調査している。(3)有害物質の除去・無害化・固定化技術の開発:廃棄物中の有害物質の種類、量を調査している。また、有害物質の除去・無害化・固定化対策を調査している。(4)スラッジ類からのウラン除去技術の開発:多種類のスラッジに適用できる、スラッジからウランを除去する処理方法を検討している。(5)ウラン放射能測定技術:ウラン放射能測定の定量精度を向上させるとともに、測定時間を短縮化させる方法を調査、検討している。ウラン廃棄物工学研究の最終段階では、小規模フィールド試験及び埋設実証試験が計画されている。これらの試験の目的は、ウラン廃棄物の処分技術を実証することである。

論文

Estimation of the inventory of the radioactive wastes in Fukushima Daiichi NPS with a radionuclide transport model in the contaminated water

柴田 淳広; 駒 義和; 大井 貴夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.1933 - 1942, 2016/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:81.57(Nuclear Science & Technology)

For planning and investigating on treatment and disposal of the wastes on Fukushima Daiichi NPS, it is necessary to quantify the radioactivity inventory of them. The secondary wastes from the water treatment system are one of the major wastes and the analysis of the water of the treatment system holds the promise of giving the useful information on the inventory of damaged fuel. Therefore, the inventories of the secondary wastes and damaged fuel were estimated with a radionuclide transport model in the contaminated water. The model was developed based on unknown factors that are initial concentration in the hypothetical volume assuming the instantaneous homogeneous mixing and continuous release rate from damaged fuels. In the numerical analysis using this model, the key parameters, initial concentration C$$_{0}$$, continuous release rate F and inventory of source of continuous release I$$_{S0}$$ were given by fitting the model with analysis data of the contaminated water. By using these parameter values, the nuclides inventories in the damaged fuel and secondary waste were calculated.

論文

宅地における$$^{137}$$Cs分布特性

吉村 和也; 藤原 健壮; 斎藤 公明

KEK Proceedings 2016-8, p.67 - 71, 2016/10

平坦な浸透面の初期$$^{137}$$Cs沈着量に対する、宅地の各被覆要素における相対沈着量を求め、宅地における$$^{137}$$Cs分布状況を示すパラメータを得た。2015年1月時点の相対沈着量は平坦な浸透面で最も高く(0.92)、次いで地表舗装面(0.28)が高い値を示した。家屋外面を構成する屋根、壁、窓などの相対沈着量は0.1未満であり、事故後4年近く経過した建築物の汚染レベルは現時点で限定的であることが確認された。地上舗装面、及び屋根の相対沈着量は、チェルノブイリ原子力発電所事故後のヨーロッパのケースと異なる値を示した。そのため今後は、相対沈着量の変動要因を定量的に評価し、経時変化を把握することで地域固有のパラメータ化を行うことが正確な被ばく線量の予測評価に重要と考えられる。

論文

Radionuclide release to stagnant water in the Fukushima-1 Nuclear Power Plant

西原 健司; 山岸 功; 安田 健一郎; 石森 健一郎; 田中 究; 久野 剛彦; 稲田 聡; 後藤 雄一

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(3), p.301 - 307, 2015/03

 被引用回数:15 パーセンタイル:81.43(Nuclear Science & Technology)

2011年3月11日に起こった福島第一原子力発電所事故の後、タービン建屋並びにその周辺において多量の放射性核種を含む滞留水(汚染水)が発生した。本稿では、炉心に含まれている放射性核種のインベントリを計算すると共に、東京電力から公開された滞留水分析結果をまとめ、炉心から滞留水への放射性核種の放出率を評価した。なお、本評価は、2011年6月3日までに得られている情報に基づいている。トリチウム,ヨウ素、そしてセシウムの放出率は数十%であり、一方、ストロンチウムとバリウムはそれよりも一桁から二桁小さかった。これらの放出率はTMI-2事故と同程度であった。

論文

Evaluation of tritium behavior in the epoxy painted concrete wall of ITER hot cell

中村 博文; 林 巧; 小林 和容; 西 正孝

Fusion Science and Technology, 48(1), p.452 - 455, 2005/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:18.81(Nuclear Science & Technology)

トリチウムに汚染した炉内機器等を取り扱うITERホットセルに関し、セル内に放出されたトリチウムの挙動を解析・評価した。解析は、コンクリートとエポキシ塗装の多層構造壁中におけるトリチウムの1次元拡散モデルと完全混合下での換気によるトリチウム濃度の減衰モデルを組合せて行った。解析の結果、ホットセル内のトリチウム濃度は、トリチウム放出源を取り除いた後すみやかに低下し、数日で300DAC(240Bq/cm$$^{3}$$)から1DAC(0.8Bq/cm$$^{3}$$)まで低下することを明らかとした。また、ホットセル壁中のトリチウムインベントリは20年間の運転後約0.1PBqとなり、壁材の数10%はクリアランスレベルを超えるが、壁から外部へのトリチウム透過は無視し得る量であるとの結果を得た。さらに、コンクリート壁へのエポキシの塗布は、トリチウムの透過やインベントリを数桁低減する効果があることを明らかにした。

論文

Evaluation of tritium permeation from lithium loop of IFMIF target system

松廣 健二郎; 中村 博文; 林 巧; 中村 博雄; 杉本 昌義

Fusion Science and Technology, 48(1), p.625 - 628, 2005/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:37.38(Nuclear Science & Technology)

IFMIFの安全評価やトリチウム処理システムの設計に必要となるIFMIFターゲットシステムのリチウムループでのトリチウム透過量及びインベントリについて詳細な評価を行った。その結果リチウムループからのトリチウム透過量は1.0$$times$$10$$^{6}$$Bq/hとなり、その内約95%が窒素除去用ホットトラップ(873K)からのものであることがわかった。透過したトリチウムはリチウムループエリアに放出されアルゴン排ガス処理システムでテストモジュールから発生したトリチウム(6$$times$$10$$^{7}$$Bq/h)とともに処理される。また、アルゴン雰囲気調整装置で分離された空気中に最大3.5$$times$$10$$^{-2}$$Bq/cm$$^{3}$$混入する可能性があるが、空気排ガス処理システム(最大処理トリチウム濃度5Bq/cm$$^{3}$$)で処理されることからリチウムループからのトリチウム透過は問題とならない。一方リチウムループ機器材料中のトリチウムインベントリは5$$times$$10$$^{7}$$Bqであり、ターゲットシステムにおけるリチウム中(9 m$$^{3}$$)のトリチウムインベントリ(5$$times$$10$$^{14}$$Bq)に比べ問題とならない。

報告書

Review of JAERI activities on the IFMIF liquid lithium target in FY2004

中村 博雄; 井田 瑞穂*; 松廣 健二郎; Fischer, U.*; 林 巧; 森 清治*; 中村 博文; 西谷 健夫; 清水 克祐*; Simakov, S.*; et al.

JAERI-Review 2005-005, 40 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-005.pdf:3.52MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合炉材料の開発のために、十分な照射体積(500cm$$^{3}$$)を有し照射量200dpaまで照射可能な強力中性子束(2MW/m$$^{2}$$)を発生可能な加速器型中性子源である。このような中性子を発生させるために、最大エネルギー40MeV,最大電流250mAの重水素ビームを、最大流速20m/sの液体リチウム流ターゲットに入射させる。ターゲット系では、7Be,トリチウムや放射化腐食生成物等が発生する。また、背面壁は、年間50dpaの中性子照射下で使用する必要がある。本報告では、平成16年度の原研におけるターゲット系の活動主要なトピックスとして、ターゲットアセンブリの熱・熱応力解析、放射化腐食性生物によるリチウムループ近接性の影響評価,トリチウムインベントリと透過量評価を取りまとめた。

論文

Radiocarbon in the water column of the Southwestern North Pacific Ocean; 24 years after GEOSECS

Povinec, P. P.*; 荒巻 能史*; Burr, G. S.*; Jull, A. J. T.*; Liong Wee Kwong, L.*; 外川 織彦

Radiocarbon, 46(2), p.583 - 594, 2004/09

 被引用回数:15 パーセンタイル:33.12(Geochemistry & Geophysics)

IAEA-MELで実施されたWOMARSプロジェクトの一環として、IAEA'97太平洋調査において、北西太平洋の10地点において海水試料が採取された。このうち数地点は、1973年に実施されたGEOSECS観測点と同じであったので、24年間(1973-1997年)における放射性炭素濃度の比較を行った。その結果、放射性炭素濃度は表層水では減少し、逆に中層水では増加していることがわかった。一方、深層水では濃度に変化がなく、1997年当時、核実験起源の放射性炭素(bomb-$$^{14}$$C)が深層水中に混入していなかった。中層水における放射性炭素の増加分は、中層でのbomb-$$^{14}$$Cの増加に起因すると説明することができる。これらの結果は、1973年当時、北太平洋表層水に過剰に存在したbomb-$$^{14}$$Cが、黒潮のような表層海流によって高緯度域へ移流された後、高緯度域において北太平洋中層水に取り込まれて南下し、当該海域の中層へ蓄積されていることを示唆している。

論文

Application of glow discharges for tritium removal from JT-60U vacuum vessel

中村 博文; 東島 智; 磯部 兼嗣; 神永 敦嗣; 堀川 豊彦*; 久保 博孝; 宮 直之; 西 正孝; 小西 哲之*; 田辺 哲朗*

Fusion Engineering and Design, 70(2), p.163 - 173, 2004/02

 被引用回数:19 パーセンタイル:77.18(Nuclear Science & Technology)

核融合炉における有効で簡便なトリチウム除去方法を確立するために、壁調整用放電洗浄法の1つであるグロー放電洗浄(GDC)のJT-60U真空容器からのトリチウム除去への適用を目的として、ヘリウムと水素を用いたGDCによるJT-60Uプラズマ対向面からの水素同位体放出挙動を調べた。その結果、水素同位体の放出挙動は、3種類の時間に対する単純指数減少関数の組合せで表せることを見いだした。解析の結果、水素GDCがヘリウムGDCよりも水素同位体除去に優れていることが判明し、これは、水素の放電に起因する化学スパッタと放電水素とタイル表面水素同位体との同位体交換反応の相乗効果等の化学的な反応によるものと推測される。本結果で得られた放出特性に基づけば、573Kにおける連続的な水素GDCによりJT-60Uの表面水素同位体濃度を1/2に低減させるのに数日程度を要することが示唆された。

報告書

JRR-1炉心構造物の放射能インベントリ評価

圷 敦; 岸本 克己; 助川 武則; 島田 太郎

JAERI-Tech 2003-090, 75 Pages, 2004/01

JAERI-Tech-2003-090.pdf:6.83MB

我が国で初めて建設された研究用原子炉であるJRR-1は、1957年から1968年まで運転された後に永久停止された。現在、原子炉本体は安全貯蔵の状態で保存されている。JRR-1施設は当分の間展示室等として使用されるが、いずれJRR-1は解体撤去されると思われる。そこで、将来、JRR-1の解体撤去が計画されるときに備えて、中性子輸送計算コードDORT及び放射化計算コードORIGEN-MDを用いて、原子炉本体の放射能インベントリ計算を行った。その結果、2002年4月時点で、放射能濃度の最も高い機器・構造物は炉心タンクであり、その平均放射能濃度は6.40$$times$$$$10^{5}$$Bq/gであった。また、レベル別に分類した廃棄物量は、低レベル放射性廃棄物が約400kg,極低レベル放射性廃棄物が約14,000kg,放射性物質として取り扱う必要のない廃棄物が約250,000kgと推定された。

論文

Anthropogenic radionuclides in the Japan Sea; Their distributions and transport processes

伊藤 集通; 荒巻 能史; 北村 敏勝; 乙坂 重嘉; 鈴木 崇史; 外川 織彦; 小林 卓也; 千手 智晴*; Chaykovskaya, E. L.*; Karasev, E. V.*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 68(3), p.249 - 267, 2003/07

 被引用回数:35 パーセンタイル:61.29(Environmental Sciences)

1997-2000年の期間、日本海の海水中における$$^{90}$$Sr,$$^{137}$$Cs並びに$$^{239+240}$$Puが計測された。放射性核種濃度の鉛直分布は、$$^{90}$$Srと$$^{137}$$Csでは表層から深度方向に指数関数的減衰を示し、$$^{239+240}$$Puでは表層最小,中層最大となっていて、それぞれ典型的分布を示した。過去の測定例と比較しても本質的な差異は検出されなかった。また、日本海における緯度帯別平均濃度及びインベントリは北西太平洋に比べ高くなっていた。さらに空間分布では、高インベントリ域が日本海盆側から大和海盆へ貫入している様子が描かれた。このことは、日本海盆で鉛直輸送された放射性核種が大和堆を迂回後に大和海盆に入り、日本海の深層水中に放射性核種が蓄積されていることを示唆するものである。

報告書

Nuclear, thermo-mechanical and tritium release analysis of ITER breeding blanket

古作 泰雄; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 秦野 歳久; 佐藤 聡; 佐藤 真一*; 大崎 敏雄*; 三木 信晴*; 秋場 真人

JAERI-Tech 2003-058, 69 Pages, 2003/06

JAERI-Tech-2003-058.pdf:5.86MB

ITERの増殖ブランケット設計は、中性子増倍材微小球充填層中にトリチウム増殖材微小球の管状充填層(BIT)を置く構造を採用している。設計は、遮蔽ブランケットと同一のモジュール支持構造と冷却マニフォールドを使用することを仮定したものである。本研究では、微小球充填層型増殖ブランケットに特有の設計課題である、トリチウム増殖性能核解析,トリチウム放出挙動解析,ペブル充填層を考慮した熱機械特性解析を実施し、設計が妥当であることを明らかにした。

論文

Design of the ITER tritium plant, confinement and detritiation facilities

吉田 浩; Glugla, M.*; 林 巧; L$"a$sser, R.*; Murdoch, D.*; 西 正孝; Haange, R.*

Fusion Engineering and Design, 61-62, p.513 - 523, 2002/11

 被引用回数:25 パーセンタイル:83.26(Nuclear Science & Technology)

ITERトリチウムプラントは、トカマク燃料サイクル設備,トリチウム閉込め及び除去設備から構成される。トカマク燃料サイクル設備は、真空容器浄化ガス処理,トカマク排出ガス処理,水素同位体分離,燃料調整及び供給,外部トリチウム受入れ及び長期貯蔵等の諸工程を含み、トカマクあらゆる運転要求を満たすことができる。また、燃料サイクルの各工程は、トリチウムインベントリーを最小化し、想定されるすべての異常時,事故時の環境へのトリチウム放出を可能な限り低減化できるようにした。トリチウム閉込め設計では、トリチウムが金属材料やプラスチック材料を容易に透過し、室内空気中の水分に速やかに取り込まれて拡散しやすいことから多重閉じ込め方式を採用した。すなわち、トリチウムプロセス機器と配管を第1次障壁として設計し、プロセス機器(トリチウムインベントリーが1g以上の場合)をグローブボックス等の第2次障壁内に設置する。さらに、これらの設備を配置した室の空調換気設備には非常用隔離弁と室内空気浄化設備を備え、万一トリチウムが室内に漏洩したときでもトリチウムを環境に放出することなく速やかに浄化する。トカマク建家,トリチウム建家,ホットセル及び廃棄物建家に、このような閉込め及び除去設備を設置した。

論文

Numerical estimation method of the hydrogen isotope inventory in the hydrogen isotope separation system for fusion reactor

岩井 保則; 山西 敏彦; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 西 正孝; Willms, R. S.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(6), p.661 - 669, 2002/06

 被引用回数:9 パーセンタイル:53.47(Nuclear Science & Technology)

ITERの燃料循環システムでは、水素同位体分離システム(ISS)を構成する深冷蒸留塔内にトリチウムの大部分が滞留することが予想されている。そのため、高い精度を有するISS内水素同位体滞留量解析評価手法が安全確保の観点から強く求められている。ISS内のインベントリー評価手法の確立のために日米協力のもと、ロスアラモス研究所トリチウムシステム試験施設の有するITER規模の深冷蒸留塔を用いた実験を計画し実施した。この結果を評価し、今回提案した数値解析評価手法により深冷蒸留塔内の水素同位体滞留量を精度よく評価できることを確認し、本手法がITER規模の深冷蒸留塔に有効であることを明らかとした。本手法の精度は塔内の濃度分布に依存せず、特に重水素の液ホールドアップ率は塔の形状の違いにほとんど影響されないことを見いだした。またITER規模の深冷蒸留塔では液の滞留量に対してガスの滞留量も無視できないことを見いだした。

報告書

原子炉の廃止措置における残存放射能評価方法の検討(受託研究)

助川 武則; 畠山 睦夫; 柳原 敏

JAERI-Tech 2001-058, 81 Pages, 2001/09

JAERI-Tech-2001-058.pdf:5.98MB

原子炉に残存する放射化放射能は、基本的には中性子輸送コード及び放射化計算コードにより求めることが可能であるが、原子炉の複雑な構造等、諸々の問題を考慮した場合、測定値で確認する必要がある。そこで、放射化放射能の評価方法について、JPDRを対象とした評価で採用した計算と測定の方法やその結果を分析することで検討した。その結果、炉内構造物等では比較的精度良く計算でき(約2倍)、生体遮蔽体では2~10倍程度の誤差があったが、水分量や背筋割合が計算値に強く影響することがわかった。原子炉圧力容器母材や生体遮蔽体表面部の詳細な測定結果は、放射化計算の手法を検討する有効なデータとなった。また、試料採取法による放射能測定や線量当量率の測定が計算値の検討に有効であり、複雑形状の構造物、生体遮蔽体の深部等では計算値の補正に役立った。全体として、計算値と測定値を組み合わせることによって施設全体の放射能濃度分布を精度良く決定できることが判明した。

報告書

A Design stufy of hydrogen isotope separation system for ITER-FEAT

岩井 保則; 山西 敏彦; 西 正孝

JAERI-Tech 2001-027, 29 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-027.pdf:1.11MB

核融合実験炉ITER-FEAT設計作業の一環として、先に設計されたITERの規模縮小に基づく処理流量の減少に対応した水素同位体分離システム(ISS)の概念設計の予備的検討を行った。ISSには三種類のガス流が供給され、深冷蒸留法により高純度トリチウムガス流,高純度重水素ガス流及び軽水素ガス流が生み出される。本報ではシステムの簡略化とITER-FEATの運転シナリオを考慮し、4塔からなる独自の塔構成にISSを提案した。ISS内の最大トリチウムインベントリーについては、運転条件に対応して定まるペレット用のトリチウム濃縮流の検討の進展による低減の可能性を見いだした。また現状の塔構成では環境に排出する軽水素排ガス中のトリチウム濃度がISS運転中に加わるわずかな流量変動によって容易に変動する可能性を指摘し、この流れに対する2塔システムの対策を提案した。

論文

Development of computer systems for planning and management of reactor decommissioning

柳原 敏; 助川 武則; 白石 邦生

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(3), p.193 - 202, 2001/03

原子炉施設の廃止措置計画の策定をより効率的に実施するために、廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)を開発した。本システムでは、廃止措置の作業構成に基づいて、解体作業計画の検討に必要な人工数、作業者被ばく線量、廃棄物発生量等を実際の経験から導出した単位作業係数や作業性低下係数を用いて計算する。また、放射能インベントリーや線量当量率の計算とその図形出力、プログラム間のデータの相互利用が可能となるよう情報の統合化が図られている。さらに、プロダクションルールとして、あらかじめ設定した作業構成や作業条件を再構築することにより廃止措置プロジェクトをモデル化する方法を採用した。この結果、グラフィカルユーザーインターフェイスを用いた効率的な情報の統合化による廃止措置プロジェクトの容易なモデル化、また、これまでの経験を反映した各種プロジェクトデータの計算が可能になった。他方、開発したシステムを用いてJPDR解体作業の人工数や被ばく線量を計算し、その結果を実績値と比較して計算モデルの妥当性を検証し、本システムが原子炉施設の廃止措置計画に適用できる見通しを得た。

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