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報告書

日本原子力研究開発機構における2020年度新原子力規制検査制度に対応するための新たな保安・保全・品質管理活動体制の導入

曽野 浩樹; 助川 和弘; 野村 紀男; 奥田 英一; 保全計画検討チーム; 品質管理検討チーム; 検査制度見直し等検討会

JAEA-Technology 2020-013, 460 Pages, 2020/11

JAEA-Technology-2020-013.pdf:13.46MB

2020年4月1日施行の原子炉等規制法及び関係法令に基づき行われる新しい原子力規制検査制度(新検査制度)の導入準備として、日本原子力研究開発機構(原子力機構)所管の新検査制度対象7事業施設(研究開発段階発電用原子炉施設,再処理施設,加工施設,廃棄物管理施設,廃棄物埋設施設,試験研究用原子炉施設及び核燃料物質使用施設)を対象に、それら施設の多様性,特殊性及び類似性を考慮しつつ、原子力規制検査に対応するための運用ガイド6種「保全文書ガイド」,「独立検査ガイド」,「溶接検査ガイド」,「フリーアクセス対応ガイド」,「PI設定評価ガイド」及び「CAP対応ガイド」を策定した。また、新検査制度下での品質マネジメントシステム及び保安規定の改定案を検討し、原子力機構内で典型的な規定類のひな形として取りまとめ、新たな保安・保全・品質管理活動体制の導入を完了した。規制当局及び事業者ともに新検査制度の運用に係る細部の調整は、新検査制度本運用後(2020年4月以降)も継続していることから、今後の本運用の実施状況とその調整結果を踏まえ継続的・段階的に改善していくこととする。

報告書

超深地層研究所計画における地下水の地球化学に関する調査研究; 瑞浪層群・土岐花崗岩の地下水の地球化学特性データ集(2019年度)

福田 健二; 渡辺 勇輔; 村上 裕晃; 天野 由記; 青才 大介*; 原 直広*

JAEA-Data/Code 2020-012, 80 Pages, 2020/10

JAEA-Data-Code-2020-012.pdf:3.55MB

日本原子力研究開発機構は岐阜県瑞浪市で進めている超深地層研究所計画において、研究坑道の掘削・維持管理が周辺の地下水の地球化学特性に与える影響の把握を目的とした調査研究を行っている。本データ集は、超深地層研究所計画において、2019年度に実施した地下水の採水調査によって得られた地球化学データおよび微生物データを取りまとめたものである。データの追跡性を確保するため、試料採取場所, 試料採取時間, 採取方法および分析方法などを示し、あわせてデータの品質管理方法について示した。

報告書

超深地層研究所計画における地下水の地球化学に関する調査研究; 瑞浪層群・土岐花崗岩の地下水の地球化学特性データ集(2018年度)

福田 健二; 渡辺 勇輔; 村上 裕晃; 天野 由記; 青才 大介*; 熊本 義治*; 岩月 輝希

JAEA-Data/Code 2019-019, 74 Pages, 2020/03

JAEA-Data-Code-2019-019.pdf:3.53MB

日本原子力研究開発機構は岐阜県瑞浪市で進めている超深地層研究所計画において、研究坑道の掘削・維持管理が周辺の地下水の地球化学特性に与える影響の把握を目的とした調査研究を行っている。本データ集は、超深地層研究所計画において、2018年度に実施した地下水の採水調査によって得られた地球化学データおよび微生物データを取りまとめたものである。データの追跡性を確保するため、試料採取場所, 試料採取時間, 採取方法および分析方法などを示し、あわせてデータの品質管理方法について示した。

報告書

超深地層研究所計画における地下水の地球化学に関する調査研究; 瑞浪層群・土岐花崗岩の地下水の地球化学特性データ集(2017年度)

福田 健二; 渡辺 勇輔; 村上 裕晃; 天野 由記; 林田 一貴*; 青才 大介*; 熊本 義治*; 岩月 輝希

JAEA-Data/Code 2018-021, 76 Pages, 2019/03

JAEA-Data-Code-2018-021.pdf:3.78MB

日本原子力研究開発機構は岐阜県瑞浪市で進めている超深地層研究所計画において、研究坑道の掘削・維持管理が周辺の地下水の地球化学特性に与える影響の把握を目的とした調査研究を行っている。本データ集は、超深地層研究所計画において、2017年度に実施した地下水の採水調査によって得られた地球化学データ及び微生物データを取りまとめたものである。データの追跡性を確保するため、試料採取場所、試料採取時間、採取方法および分析方法などを示し、あわせてデータの品質管理方法について示した。

論文

Critical power correlation for tight-lattice rod bundles

Liu, W.; 呉田 昌俊; 大貫 晃; 秋本 肇

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(1), p.40 - 49, 2005/01

 被引用回数:7 パーセンタイル:47.08(Nuclear Science & Technology)

原研7本軸方向一様発熱データ,7本,37本軸方向非一様発熱(低減速スペクトル炉の軸方向出力分布を模擬)データを用いて、稠密バンドル用限界出力相関式を開発した。低質量速度領域と高質量速度領域に分けてそれぞれの領域用の式を開発した。低質量速度領域用で(限界クオリティ-限界環状噴霧流長さ)型の式であり、高質量速度領域用で(局所限界熱流束-限界クオリティ)型の式である。新相関式は694点の全原研データを標準偏差6%の精度で計算できた。また、新相関式の拡張性を評価するため、BAPLデータとも比較した。標準偏差7.7%の精度で177点のBAPLデータを予測することができた。新相関式は各パラメータの限界出力への効果もよく評価できた。新相関式の適応領域は下記の通り:ロッドギャップは1.0-2.29mm、発熱長は1.26-1.8m、質量速度は150-2000kg/m$$^{2}$$s、圧力は2.0-11MPaである。

論文

Principle design and data of graphite components

石原 正博; 角田 淳弥; 柴田 大受; 伊与久 達夫; 奥 達雄*

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.251 - 260, 2004/10

 被引用回数:34 パーセンタイル:89.82(Nuclear Science & Technology)

HTTRは、炉心に六角柱ブロックを用いた黒鉛減速・ヘリウム冷却型高温ガス炉で、日本原子力研究所大洗研究所に建設された我が国初の高温ガス炉である。HTTRの炉内構造物は黒鉛によって形成される。黒鉛は脆性材料であり、脆性材料についての有用な設計基準は存在しないことから、原研では破壊挙動を考慮した設計基準を開発した。本報では、開発した黒鉛設計基準についての概要とその品質管理の概略について述べる。

論文

More rapid evaluation of biomacromolecular crystals for diffraction experiments

新井 栄揮; 茶竹 俊行; 鈴木 喜大*; 水野 洋*; 新村 信雄

Acta Crystallographica Section D, 60(6), p.1032 - 1039, 2004/06

 被引用回数:16 パーセンタイル:75.95(Biochemical Research Methods)

生体高分子の結晶品質の評価に用いられてきたパラメータ(R-merge, I/sigma, 最大分解能, mosaicity)は回折実験の条件に強く依存する。本論文ではrelative Wilson plot法の特徴について述べ、このプロットから得られるoverall B-factorが蛋白質結晶のcharacterizationに適していることを説明する。relative Wilson plotの例として、B型DNA十量体d(CCATTAATGG),DsrD蛋白質,鶏卵白リゾチームの評価結果を示す。B型DNAやDsrD蛋白質の結晶品質は、結晶化相図上の条件に強く依存することが明らかになった。一方、鶏卵白リゾチームの結晶品質は、結晶化相図上の条件にほとんど依存しないことが判明した。

報告書

国際規格(ISO4037-1)に準拠した放射線測定器の性能試験に用いるX線照射場の整備

清水 滋; Zhang, Q.; 梶本 与一; 川崎 朋克; 藤井 克年

JAERI-Tech 2003-095, 52 Pages, 2004/01

JAERI-Tech-2003-095.pdf:2.66MB

国際標準化機構の国際規格ISO4037-1では、放射線防護用測定器の性能試験に用いるX線基準場が設定され、世界的に適用している。原研の現行のX線基準場は、国内の利用を前提として構築されているため国内規格に適合しているが、上記国際規格とは異なっている。このため、国際的な性能試験に対応させるため、国際規格に準拠したNarrow series, Wide series及びHigh air-kerma seriesのX線基準場を、原研放射線標準施設棟の中硬X線照射装置を用いて整備した。本論文では、整備したX線場の線質設定,各線量単位のX線スペクトル等の評価を行うとともに、上記国際規格の線質やX線スペクトルとの比較を行った。この結果、原研のX線基準場の線質は、国際規格の線質とよく一致していることが確認でき、これにより放射線防護用測定器の広範囲な性能試験を国際規格に基づいて実施できることになった。

報告書

Comparison of HTGR fuel design, manufacture and quality control methods between Japan and China

Fu, X.*; 高橋 昌史; 植田 祥平; 沢 和弘

JAERI-Tech 2002-049, 35 Pages, 2002/05

JAERI-Tech-2002-049.pdf:3.01MB

日本のHTTR用初装荷燃料は1995年より原子燃料工業(株)で製造を開始し、HTTRは1998年に臨界となった。一方、中国では清華大学のINET(Institute of Nuclear Energy Technology)にて10MWの高温ガス炉(HTR-10)建設と並行して、燃料製造が進められた。この結果、HTR-10は2000年12月に臨界に達した。日本のHTTRと中国のHTR-10では燃料型式がそれぞれピンインブロック型,ペブルベッド型と異なっているが、いずれもTRISO粒子である被覆燃料粒子のように似通った部分もある。本報は日本と中国における燃料設計の違い,製造方法の違い,品質保証方法の違いを比較検討し、まとめたものである。

論文

Effects of baseline on uncertainty of radiation risk models

中山 晃志; 加藤 正平

Radiation Risk Assessment Workshop Proceedings, p.140 - 150, 2001/00

放射線リスク予測モデルは、がん死亡数及び生存数をベースラインデータとして用いている。ICRPのリスクは、日本や米国等のベースラインデータにより得られたリスクを平均化することにより与えられている。また、EPAやNCRPによる不確かさ解析において、原爆生存者から得られた過剰リスクを異なった集団へ適用することが、リスク予測モデルに影響を及ぼす要素の一つとして挙げられている。この研究は、相乗リスク予測モデルにおける日米それぞれのベースラインの影響を調べるものである。まず、ICRPで用いられたベースラインデータと最近のベースラインデータから得られるリスク値に対して同等性の検定を行う。結果として、日本のベースラインで影響がみられ、米国では日本ほど影響がみられなかった。また、ベースラインを信頼して使用できる将来の年数は、ほとんどの部位において数年であったため、未来におけるリスク値の予測も行った。次に、リスク予測モデルに含まれる過剰相対リスク(ERR)の違いによるベースラインの影響を調べた。被ばく時年齢から得られる現状のERRよりも到達年齢から得られるERRを用いた方が、日本女性の若年被ばくの場合、ベースラインの影響を受け難いことがわかった。

論文

A Factorization of LET effects of ion induced photostimulated luminescence

阿部 健*; 斎藤 究*; 藤 健太郎; 小嶋 拓治; 酒井 卓郎

JAERI-Review 99-025, TIARA Annual Report 1998, p.103 - 105, 1999/10

イメージングプレート(IP, 組成BaFBr:Eu$$^{2+}$$)を用いてサイクロトロンから得られるイオンビームの線種、エネルギー弁別測定技術を開発するため、輝尽発光のLET特性の機構に関する研究を行った。この結果、IPの励起スペクトル応答における線種・エネルギー依存性が、入射イオンの蛍光体層への侵入深さによるものだけでなく、特に重イオンでは入射イオンのLET効果にもよることが、スペクトル成分の分離解析によりわかった。また、このLET効果は、IP中のBr及びFのF$$^{-}$$センターのレベルに相当するスペクトルに現れていることが明らかになった。さらに、1kGy以上の線量域における輝尽発光量の低下は、基材のポリエチレンテレフタレートの劣化でなく、輝尽発光体の損傷によることがわかった。これらにより、IP応答のLET特性及びその機構をほぼ明らかにした。

報告書

高温ガス炉燃料製造の高度技術の開発; 被覆層破損率の低減化

湊 和生; 菊地 啓修; 飛田 勉*; 福田 幸朔; 吉牟田 秀治*; 鈴木 信幸*; 富本 浩*; 西村 一久*; 小田 耕史*

JAERI-Research 98-070, 25 Pages, 1998/11

JAERI-Research-98-070.pdf:2.18MB

高温ガス炉の安全性の確保・向上を目指して、被覆層破損率が極めて低い、高品質の燃料を製造するために、高温ガス炉燃料製造の高度技術の開発を行った。この報告書は、その成果の総まとめである。まず、被覆工程及び燃料コンパクト製造工程における被覆層の破損発生機構を解明した。その結果に基づいて、破損発生原因を取り除くために、被覆工程においては、粒子の流動状態を適切に制御するとともに、被覆工程の途中で粒子の取り出し・装荷を行わない連続被覆法を実用化した。燃料コンパクト製造工程においては、オーバーコートした粒子の成型温度及び成型速度を最適化した。これらの技術開発により、燃料の品質は飛躍的に向上した。

論文

中性子ビーム線質の規格化の試み

松林 政仁; 小林 久夫*

第2回放射線シンポジウム講演論文集, p.130 - 135, 1997/10

本報告では、最近開発されたプロトタイプの中性子ラジオグラフィ用中性子ビーム線質計(BQI)を実用に耐えるよう改良を加え、製作した新BQIの概要を紹介する。さらに、本BQIを使用してJRR-3M中性子ラジオグラフィ装置(熱中性子ラジオグラフィ装置及び冷中性子ラジオグラフィ装置)の中性子ビームの線質をフィルム、中性子用イメージングプレート、冷却型CCDカメラ及びSIT管カメラを用いた影像システムにより測定・比較した結果についても報告する。

論文

Improvements in quality of as-manufactured fuels for high-temperature gas-cooled reactors

湊 和生; 菊地 啓修; 飛田 勉*; 福田 幸朔; 金子 光信*; 鈴木 信幸*; 吉牟田 秀治*; 富本 浩*

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(3), p.325 - 333, 1997/03

 被引用回数:16 パーセンタイル:77.16(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉用燃料の製造時の被覆層破損率を低減するために、被覆工程及び燃料コンパクト製造工程における被覆燃料粒子の被覆層の破損機構を明らかにした。その結果をもとに、被覆工程では、粒子の流動状態を適切に制御するとともに、被覆の途中段階で粒子の取り出し及び装荷を行わない工程に改めた。燃料コンパクトの製造工程では、オーバーコート粒子をプレス成型する際の温度及び速度の条件を最適化した。これらの燃料製造工程の改良により、燃料の品質は、著しく向上した。

論文

3.3 線量計(日本薬局方に準拠した滅菌法及び微生物殺滅法)

小嶋 拓治; 田中 隆一

日本薬局方に準拠した滅菌法及び微生物殺滅法, p.74 - 82, 1997/00

放射線滅菌製品の品質管理における線量測定に関して、線量測定の役割、吸収線量評価の信頼性、参照標準線量計及びルーチン線量計、ルーチン線量計の選択及び使用状況、線量計システムの校正、電子線量の測定、ルーチン線量計測における注意すべき点等について概説する。

論文

Emittance diagram of electron beams generated by a field-emitter array

石塚 浩*; 川崎 温*; 久保 治也*; 渡辺 聡彦*; 志甫 諒

Japanese Journal of Applied Physics, 35(10), p.5471 - 5478, 1996/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:26.65(Physics, Applied)

静電四重極レンズを使って、フィールドエミッターアレイより発生した電子ビームのエミッタンスを診断する新手法が得られた。

論文

線量評価に必要な基礎物理データ

坂本 幸夫; 田中 俊一; 中島 宏; W.Pairsuwan*; 義澤 宣明*; 佐藤 理*; 降旗 志おり*; 上原 丘*; 岩井 敏*

JAERI-Conf 95-007, 0, p.48 - 56, 1995/03

高エネルギー加速器施設の設計や有人宇宙活動の安全評価において、高エネルギー放射線による被曝線量評価が重要になりつつある。高エネルギー放射線の線量当量換算を評価するための計算コードと必要なデータについて述べる。中性子及び光子の断面積データ、吸収線量を算出するためのカーマ係数及び吸収線量から線量当量へ変換するための線質データの現状を述べる。さらにこれらのデータを用いた平板ファントム及びICRU球での中性子に対する1cm線量の計算結果を文献値と比較し、データの有効性を確認した。

論文

Radiometric calorimetry for the quality assurance of radioisotope products

源河 次雄

Proc. of the 9th Pacific Basin Nuclear Conf., Vol. 1, 0, p.427 - 432, 1994/00

カロリメトリによる放射能測定では、比較的高い放射能量が要求されるものの、試料調製及び検出効率に係わる種々の問題点を避けることができる。原研ではトリチウムをはじめとする純$$beta$$放出RI及び低エネルギーX線、$$gamma$$線放出RI等の製造過程における放射能量を、密封状態のまま非破壊で高精度、高感度且つ安全に測定する方法を開発してきた。ここでは代表的な例として、$$^{6}$$Li-Al合金ターゲット中のトリチウムの生成量、$$^{32}$$P溶液の放射能絶対測定、$$^{153}$$Gd二重カプセル線源の非破壊定量、$$^{192}$$Ir針状線源の国際比較への適用等、カロリメトリの応用例について解説した。

論文

Post-dryout heat transfer of steam-water two-phase flow in rod bundle under high-pressure and low-flow conditions

熊丸 博滋; 久木田 豊

ANS Proc. 1991 National Heat Transfer Conf., Vol. 5, p.22 - 29, 1991/00

圧力:3~12MPa、質量流束:20~410kg/m$$^{2}$$s、入口クオリティ:0.4~0.9の条件下で、ロッドバンドル内での水-蒸気二相流のドライアウト後の熱伝達実験を行った。最初に、本ドライアウト後熱伝達実験データを、噴霧流域に対するいくつかの熱伝達相関式及び最近の理論モデルと比較した。しかし、相関式及びモデルは実験データをよく予測しなかった。従って、次に、ドライアウト点での液滴エントレインメントについての簡単な考察に基づき、実験データを蒸気流冷却に対するいくつかの熱伝達相関式と比較した。比較の結果、Dittus-Boelterあるいは、Heineman相関式などの蒸気流冷却に対する熱伝達相関式は、噴霧流域に対する相関式より、むしろ本実験データをよく予測することが明らかになった。

論文

エアフィルタの性能試験粒子

池沢 芳夫

空気清浄, 28(3), p.630 - 647, 1990/08

エアフィルタを用いた空気浄化装置の性能は、粒子捕集率、粒子保持容量、圧力損失の3項目が最も重要な要素である。これらの性能は、試験に用いられる粒子の種類や粒度分布によって異なる。したがって、エアフィルタの性能試験は、選定したエアフィルタの除去対象となる粒子の基本特性(物理化学的特性、組成、粒度分布など)に適合した試験粒子を用いて行うことが極めて重要となる。本報では、エアフィルタの性能試験に用いられる粒子の基本特性、各種試験法に用いられる試験粒子の特徴などを述べる。

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