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報告書

減肉配管構造信頼性解析コードPASCAL-ECの使用手引き

伊藤 裕人; 加藤 大輔*; 鬼沢 邦雄; 柴田 勝之

JAEA-Data/Code 2006-001, 33 Pages, 2006/02

JAEA-Data-Code-2006-001.pdf:1.33MB

軽水炉構造機器の健全性に関する研究の一環として、流動加速腐食(FAC)による減肉配管の破損に対する構造信頼性学解析コードであるPASCAL-EC(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR - Erosion Corrosion)を開発した。このコードは、炭素鋼配管がFACにより減肉した場合の破損確率をモンテカルロ法により評価するものである。PASCAL-ECは経年劣化事象として減肉を対象としており、近年の試験・研究結果を反映した最近の破壊判定法が盛り込まれている。本報告書は、PASCAL-ECの使用方法と解析理論及び手法をまとめたものである。

報告書

東海再処理施設の建設及び運転による環境負荷評価のための基礎データ

白井 更知; 稲野 昌利

JAEA-Data/Code 2006-002, 5 Pages, 2006/03

JAEA-Data-Code-2006-002.pdf:0.49MB

施設の建設から運用,解体までの施設のライフサイクルにおいて、廃気,廃水,廃棄物等が地球上に排出され、これらの物質が地球環境破壊の原因となっている。近年、特に地球温暖化の原因物質である二酸化炭素について、その排気量による地球環境への負荷評価が注目されている。本報告は、東海再処理施設を対象として地球環境への負荷評価を行うための基礎データとして、東海再処理施設の建設及び運転にかかわる実績データをまとめたものである。

報告書

ウラン及びTRU核種を含む放射性廃棄物に対するクリアランスレベル評価コードシステムPASCLR第2版の開発

武田 聖司; 菅野 光大*; 佐々木 利久*; 水無瀬 直史*; 木村 英雄

JAEA-Data/Code 2006-003, 137 Pages, 2006/02

JAEA-Data-Code-2006-003.pdf:7.4MB

今後、規制行政庁によるクリアランスレベル導出の対象となる放射性廃棄物として、半減期が極めて長く、崩壊連鎖を伴う放射性核種を有意に含むウラン廃棄物,TRU核種を含む放射性廃棄物(TRU廃棄物)等が考えられ、当該廃棄物に対するクリアランスレベル導出のための評価手法を整備する必要がある。ウラン廃棄物,TRU廃棄物の特徴として、時間経過とともにその子孫核種が生成及び累積(ビルドアップ)することで、放射線影響が長期にわたる可能性があること、また、ウラン系列における気体状の子孫核種であるラドンが生成し、条件によっては有意な被ばく線量を与えることなどが考えられる。こうしたウラン廃棄物及びTRU廃棄物の特徴を踏まえたクリアランスレベルの導出を可能とするために、既存の原子炉施設等を対象としたクリアランスレベル評価コードシステムPASCLRの改良及び拡張を進め、2次版PASCLRのコードシステムとして整備した。また、PASCLRでは、評価パラメータのばらつき(不確かさ)がクリアランスレベルへ与える影響の定量化を目的としたモンテカルロ法による確率論的解析が可能である。本報告書は、PASCLRコードシステムの構成,各評価シナリオにおけるモデル,コードを使用する際に必要な入力マニュアル,入出力例などを取りまとめたものである。

報告書

機器免震有効性評価コードEBISAの使用手引き; 応答解析コードの機能

堤 英明*; 杉野 英治*; 鬼沢 邦雄; 森 和成*; 山田 博幸*; 柴田 勝之; 蛯沢 勝三*

JAEA-Data/Code 2006-004, 167 Pages, 2006/03

JAEA-Data-Code-2006-004.pdf:6.41MB

機器免震有効性評価コードEBISA(Equipment Base Isolation System Analysis)は、安全上重要な機器を免震構造化した場合の有効性を評価するものであり、次の3つのコード(地震危険度評価コードSHEAT,応答解析コードRESP,損傷確率/損傷頻度評価コード)から構成される。これらのうちRESPコードは、原子力機器を免震構造化した場合の動的応答挙動を計算するためのものである。本報告書は、EBISAコードの概要及びRESPコードの解析機能や入力マニュアル,使用例などをまとめた使用手引きである。

報告書

大洗鉛直アレー観測地震動の位相特性の分析

杉野 英治*; 鬼沢 邦雄

JAEA-Data/Code 2006-005, 43 Pages, 2006/03

JAEA-Data-Code-2006-005.pdf:1.52MB

日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター敷地(大洗サイト)内において実施されている鉛直アレー地震観測記録を用い、位相特性の分析を行って群遅延時間の回帰モデルを作成した。フーリエ位相スペクトルの角振動数領域での傾きとして定義される群遅延時間は、その平均値と標準偏差が時間領域における地震動の重心位置とその広がり(継続時間)を表現できる。このことに着目し、観測記録から抽出した群遅延時間の平均値と標準偏差をマグニチュードと震央距離の関数で表した回帰モデルを作成した。この回帰モデルは、サイト周辺の地震動の震源特性や伝播特性を含んでいる。このためサイト固有の位相情報を用いた地震動評価手法や地震ハザード評価手法への応用が期待される。

報告書

FCA-XVII-1炉心によるMOX燃料高速炉ベンチマーク実験

安藤 真樹; 飯島 進*; 大井川 宏之; 桜井 健; 根本 龍男*; 岡嶋 成晃; 大杉 俊隆*; 大野 秋男; 早坂 克久; 袖山 博志

JAEA-Data/Code 2006-006, 67 Pages, 2006/03

JAEA-Data-Code-2006-006.pdf:6.08MB

新型燃料高速炉の研究開発の一環として、金属燃料高速炉模擬実験(FCA-XVI-1及びXVI-2炉心)と比較する参照データを取得することを目的として、従来型燃料であるMOX燃料を用いた高速炉の模擬体系(FCA-XVII-1炉心)においてベンチマーク実験を実施した。測定した核特性量は、臨界性,反応率比,サンプル反応度価値,ナトリウムボイド反応度効果及び$$^{238}$$Uドップラー効果である。また、広範な炉型に対応した実験データを取得することを目的として、FCA-XVII-1炉心の一部を変更した以下の実験を実施した。(1)プルトニウム組成を変化させた体系でのナトリウムボイド反応度効果の測定,(2)軸方向ブランケット部をナトリウム層に置き換えた体系でのナトリウムボイド反応度効果の測定,(3)窒化物燃料を模擬した燃料領域を設けた体系での各種特性量の測定。本報告書は、これら実験の測定方法と結果及び解析手法をまとめたものである。

報告書

稠密格子炉心熱特性試験データレポート,1; 水冷却増殖炉模擬37本バンドル基準試験(受託研究)

呉田 昌俊; 玉井 秀定; Liu, W.; 佐藤 隆; 渡辺 博典; 大貫 晃; 秋本 肇

JAEA-Data/Code 2006-007, 90 Pages, 2006/03

JAEA-Data-Code-2006-007.pdf:14.83MB

日本原子力研究開発機構では水冷却炉の革新的な性能向上により高増殖比及び超高燃焼度の達成を目指す超高燃焼水冷却増殖炉の技術的及び工学的成立性の確立を目指した要素技術開発として、稠密格子炉心熱特性試験を実施している。本試験では、水冷却増殖炉の稠密格子炉心燃料集合体を模擬した37本バンドル試験体(基準試験体(燃料棒間隙幅1.3mm),パラメータ効果試験体2体(燃料棒間隙幅効果試験体(間隙幅1.0mm)及び燃料棒曲がり効果試験体))を用いて、除熱限界に対する基本的課題(高稠密格子体系での除熱限界、並びに除熱限界に及ぼす燃料棒間隙幅の効果及び燃料棒曲がりの効果)を明らかにすることを目的としている。本報告書では基準試験体を用いた試験結果をまとめる。水冷却増殖炉の定格運転条件を内包する広い圧力・流量等範囲における限界出力特性,圧力損失特性,壁面熱伝達特性を37本という大規模な体系で取得した。併せて、限界出力に及ぼす径方向出力分布の影響に関するデータを取得した。

報告書

主要岩石中の核種の拡散係数データベースシステム; 2006年版/仕様・CD-ROM

栃木 善克; 笹本 広; 柴田 雅博; 佐藤 治夫; 油井 三和

JAEA-Data/Code 2006-008, 16 Pages, 2006/03

JAEA-Data-Code-2006-008.pdf:1.15MB

地層処分研究開発第2次取りまとめにおける活用を目的として整備された、岩石マトリックス中における核種の実効拡散係数のデータシートをもとに、一般的な運用を前提としたデータベースシステムの開発を開始した。本資料では、その第1段階としてデータシート構造の見直し・拡張とデータベースシステムの構築及び既存データシートの全データ移行の過程に関して記す。本データベースシステムは、今後データの充実を図るとともに、データ処理用のインターフェースを見直して利用性を向上していく予定である。構築したデータベースシステムは、Microsoft-Access上で動作するファイルとして、本資料に添付のCD-ROM上に記録した。

報告書

高温工学試験研究炉の第2次燃料製造データベース,1; 燃料核,被覆燃料粒子及び燃料コンパクト

植田 祥平; 泉谷 徹; 梅田 政幸; 石垣 嘉信; 大橋 準平*; 伊与久 達夫

JAEA-Data/Code 2006-009, 129 Pages, 2006/03

JAEA-Data-Code-2006-009.pdf:12.35MB

HTTR取替用第2次燃料は、2002年10月より製造を開始し2005年3月に燃料棒までの製造が無事に終了した。これら燃料核,被覆燃料粒子及び燃料コンパクトの製造工程において、得られた製品と製造仕様を比較するための検査を実施した。その結果、取替用第2次燃料の品質は、初装荷燃料と同様に高品質であることを確認した。本報告書は取替用第2次燃料のうち、被覆燃料粒子及び燃料コンパクトに関する製造データをとりまとめたものであり、今後に実施されるHTTRの運転及び試験時の核特性,核分裂生成物放出挙動等の基礎データになるとともに将来に実施する燃料の照射後試験の基礎となる。

報告書

Multiple-Canister Flow and Transport code in 2-Dimensional space (MCFT2D); User's manual

Lim, D. H.

JAEA-Data/Code 2006-010, 19 Pages, 2006/03

JAEA-Data-Code-2006-010.pdf:3.37MB

2次元数値解析コードMCFT2D(Multiple-Canister Flow and Transport code in 2-Dmensional space)を、水飽和条件下における高レベル放射性廃棄物地層処分における地下水流れと放射性核種の移行解析のために開発した。MCFT2Dのコードには、複数のキャニスター配置及び岩盤における不均質流れの場が組み入れられている。MCFT2Dを用いることにより、放射性核種の移行における岩盤における流れの場の不均質性の影響を評価することができる。MCFT2Dでは、さまざまなレベルのキャニスターの依存状態を考慮して、水飽和環境における高レベル放射性廃棄物処分における放射性核種の移行解析を行うことができる。本稿は、MCFT2Dコードの特徴と、MCFT2Dコードを用いた数値解析方法及び数値解析結果の画像表示例についてとりまとめたものである。

報告書

TRU廃棄物処分に特有な放射性核種を考慮した生物圏評価データセットの整備と線量への換算係数の算出

鈴木 祐二*; 加藤 智子; 牧野 仁史; 大井 貴夫

JAEA-Data/Code 2006-011, 277 Pages, 2006/03

JAEA-Data-Code-2006-011.pdf:23.39MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分研究開発第2次取りまとめでは、レファレンスバイオスフィアの考え方を導入し線量の評価を行った。その後、放射線防護に関する法令が改訂され、新法令に基づく線量への換算係数の整備を高レベル放射性廃棄物処分の生物圏評価対象核種について実施した。一方、超ウラン核種を含む放射性廃棄物の中の地層処分相当の廃棄物(「TRU廃棄物」という)の安全評価では、レファレンスバイオスフィアとは別の生物圏評価モデルに基づく評価が行われていた。TRU廃棄物処分に関しては、高レベル放射性廃棄物の地層処分場にTRU廃棄物も併置して処分する概念が検討され、高レベル放射性廃棄物と安全評価におけるモデル,評価体系の整合性の確保が求められてきている。また、気候変動などを踏まえた将来の生物圏における環境条件が考慮されるなど、生物圏システムの変動を考慮した検討を行う重要性が指摘されている。これらの背景に基づき、高レベル放射性廃棄物の地層処分の安全評価と整合性のあるTRU廃棄物の地層処分の安全評価を行うため、TRU廃棄物処分に特有な放射性核種についても新法令に基づき設定された実効線量係数を用いたデータセットを準備し、線量への換算係数を算出した。また、気候変動による生物圏システムへの影響を生物圏モデルに取り入れた場合の影響の程度を把握するために、寒冷化した気候状態を想定して線量への換算係数を算出した。

報告書

Measurement of the forward dissolution rate of LRM glass using a Single-Pass Flow-Through (SPFT) test method at 70$$^{circ}$$C

林 真紀*; 佐竹 憲治*; 笹本 広

JAEA-Data/Code 2006-012, 25 Pages, 2006/03

JAEA-Data-Code-2006-012.pdf:2.2MB

ホウ珪酸ガラスの初期溶解速度の測定で用いられるSPFT試験法の精度や偏りを評価するため、アルゴンヌ国立研究所(ANL)により国際的な研究所間での試験研究が企画された。本報告では、ANLで準備されたLRMガラスを用い、70$$^{circ}$$Cで行った試験結果について報告する。浸出溶液中のガラス構成成分(すなわち、Si, BやNa)の濃度測定結果及び溶液の流速をもとに、ガラスからの浸出成分が定常状態に達した状態でのガラス溶解速度を算出した。浸出溶液中にガラス構成成分が存在しない状態での速度は、実験結果をもとに、溶液中のガラス構成成分がゼロになる場合に外挿し、推定した。試験の結果、浸出溶液の平均的なpHは、室温(21.78$$pm$$4.03$$^{circ}$$C、4.03は標準偏差)において、11.68$$pm$$0.23(0.23は標準偏差)であった。溶液中に存在するガラス構成成分による影響を排除した場合のSi, B及びNa濃度の変化に基づき推定されたLRMガラスの溶解速度は、各々、2.11, 1.99及び1.93(g/m$$^{2}$$ d)であった。しかしながら、溶液中のガラス構成成分濃度にはバラツキが認められ、これら推定値の信頼性は低い。今回の試験結果に基づけば、SPFT試験法により信頼性の高いデータを得るためには、試験溶液の流速を注意深く制御し、一定の流速を保つことが必要であると考えられる。

報告書

決定木分析を用いた核種移行解析結果の感度分析の検討,2

仲島 邦彦*; 牧野 仁史

JAEA-Data/Code 2006-013, 31 Pages, 2006/06

JAEA-Data-Code-2006-013.pdf:3.63MB

地層処分の安全評価では、天然の地質環境が有する場の不均質性,時間の経過に伴う地質環境条件の変化、あるいは理解や情報の不十分さから生ずるデータ不確実性が内在し、それらを完全に排除することは困難である。このようなデータ不確実性を網羅的に考慮したモンテカルロシミュレーションの結果を対象に、どのパラメータの不確実性の影響が大きいかなどの知見を得ること(感度分析)は、地層処分の安全評価上重要である。ここで、多変量解析手法の一つである決定木分析(ベリー・リノフほか、1999)の感度分析への適用性については、上述した核種移行に関するモンテカルロシミュレーションの結果(総線量の最大値)を対象にした予察的な分析により見通しを得ている(仲島・牧野、2005)。本検討では、感度分析を実施するにあたってのさまざまな切り口について検討し、総線量の最大値を含むさまざまな結果(総線量の最大値の発生時刻,支配核種など)を対象とした決定木分析を行うことにより、決定木分析の精度や適用範囲の確認を行った結果を示す。その結果、ほとんどのケースにおいて「良好な分析が行えた分析ケース」又は「比較的良い分析となった分析ケース」という結果が得られ、決定木分析が感度分析を行う際のさまざまな目的に適用可能であることを示すことができた。

報告書

日本原子力研究所48年間の被ばく統計

白石 明美; 関口 真人; 橘 晴夫; 吉澤 道夫; 小室 祐二*; 根本 喜代子*; 大川 伊久子*

JAEA-Data/Code 2006-014, 36 Pages, 2006/06

JAEA-Data-Code-2006-014.pdf:2.46MB

日本原子力研究所(原研)では、設立の翌年(1957年)から放射線作業者(放射線業務従事者)の個人被ばく線量管理が開始された。本報告では、これまでに集積された個人被ばく線量データをもとに、2005年10月の日本原子力研究開発機構発足までの48年間にわたる被ばく統計をまとめた。これらの統計結果から、原研における放射線作業の変遷とともに、ALARAの精神に基づく被ばく線量低減が読み取れる。また、累積頻度の解析から、近年では、比較的被ばく線量の高い特定の作業集団が存在することがわかった。

報告書

中性子外部照射に対する年齢別臓器吸収線量・実効線量換算係数

西崎 千博*; 遠藤 章; 高橋 史明

JAEA-Data/Code 2006-015, 56 Pages, 2006/06

JAEA-Data-Code-2006-015.pdf:2.12MB

体外からの中性子照射に対する公衆の線量評価に用いるために、公衆を代表する6種類の年齢群(成人,15歳,10歳,5歳,1歳及び新生児)について、計算シミュレーション手法を用い、人体各臓器の吸収線量,実効線量を与える換算係数を計算した。6年齢群の体格を表現した数式人体ファントム及びモンテカルロ放射線輸送コードを用いて、熱エネルギーから20MeVまでの20種類のエネルギーの中性子に対し、前方照射及び回転照射において、21種類の臓器の吸収線量を計算した。計算された吸収線量に基づき、ICRP 1990年勧告で定義された実効線量を算定し、単位フルエンスあたりの臓器吸収線量,実効線量を与える換算係数として整備した。得られた換算係数は、核燃料施設,加速器施設等の周辺公衆に対する線量評価に利用できる。

報告書

稠密格子炉心熱特性試験データレポート,2; 水冷却増殖炉模擬37本バンドル燃料棒間隙幅効果試験(受託研究)

玉井 秀定; 呉田 昌俊; Liu, W.; 佐藤 隆; 渡辺 博典; 大貫 晃; 秋本 肇

JAEA-Data/Code 2006-016, 134 Pages, 2006/11

JAEA-Data-Code-2006-016.pdf:49.7MB

日本原子力研究開発機構では、水対燃料の体積比を0.2程度以下にすることにより高増殖比及び超高燃焼度の特徴を有する超高燃焼水冷却増殖炉の技術的及び工学的成立性の確立を目指した要素技術開発として、稠密格子炉心熱特性試験を実施している。本試験では、水冷却増殖炉の稠密格子炉心燃料集合体を模擬した37本バンドル試験体(基準試験体(燃料棒間隙幅1.3mm),パラメータ効果試験体2体(燃料棒間隙幅効果試験体(間隙幅1.0mm)及び燃料棒曲がり効果試験体))を用いて、除熱限界に対する基本的課題(高稠密格子体系での除熱限界、並びに除熱限界に及ぼす燃料棒間隙幅の効果及び燃料棒曲がりの効果)を明らかにすることを目的としている。本報告書では燃料棒間隙幅効果試験体を用いた試験結果をまとめる。水冷却増殖炉の定格運転条件を内包する広い試験条件(圧力・流量・局所出力係数等)範囲における定常時及び過渡時の限界出力特性,圧力損失特性,壁面熱伝達特性を取得した。また、基準試験体を用いた試験結果との比較より、燃料棒間隙幅を検討した。

報告書

圧縮ベントナイト中の間隙水組成の測定; 間隙水pHの空間変化に関する追加試験の結果

磯貝 武司*; 笹本 広; 柴田 雅博

JAEA-Data/Code 2006-017, 37 Pages, 2006/07

JAEA-Data-Code-2006-017.pdf:4.39MB

圧縮ベントナイト中に埋め込んだ低脱色性のpH試験紙及び高吸水性パットを用い、間隙水組成を測定する手法を開発している。これまでに、蒸留水を用いた圧縮ベントナイト中の試験において、溶液との接触面近傍の間隙水pHが時間の経過とともに低下することを報じた。予察的な熱力学的解析では、蒸留水系における接触面近傍での間隙水pHの低下は黄鉄鉱の酸化によるためと考えられた。しかしながら、このような解釈は随伴鉱物として黄鉄鉱を含まないクニピアFを用いた試験による検証はなされていなかった。また、他の要因として、実験に用いられた材料(セラミックフィルター)による影響や試験条件(ベントナイトと接する試験溶液が静置されていた)による影響も接触面近傍での間隙水pHの変化に影響を与え得ると考えられた。そこで、蒸留水系において以下の試験を行い、間隙水pHの変化に影響を与え得る要因について検討した。(1)クニピアFを用いた試験,(2)代替フィルター(プラスチックフィルター+メンブランフィルター)を用いた試験,(3)代替試験条件(ベントナイトと接する試験溶液を攪拌)での試験。試験の結果、クニピアFを用いた場合でも接触面近傍での間隙水pHの低下が認められた。またフィルターの違い、試験溶液攪拌の有無による違いでは、間隙水pHの変化の違いは認められなかった。したがって、間隙水pH低下の原因はこれらの要因によるものではなく、他の要因が影響していると考えられる。

報告書

高速炉実機燃焼解析システムの開発(委託研究)

兵頭 秀昭*; 巽 雅洋*

JAEA-Data/Code 2006-018, 120 Pages, 2006/08

JAEA-Data-Code-2006-018.pdf:8.42MB

実機で測定された燃焼関連データを核設計精度向上に活用するには、実験データが持つ情報を最大限引き出す必要があるため、解析誤差を最小化しなければならない。このためには、実機燃焼解析に対してJUPITER臨界実験解析等で適用したような最確モデルに基づく詳細な炉物理解析を実施する必要がある。しかしながら、これまでJUPITER標準解析手法として整備されてきた核特性解析システムは、解析対象として臨界実験体系を想定しているため、燃料組成の燃焼変化を考慮した計算機能は十分には整備されてこなかった。したがって、実機燃焼解析を詳細に実施しようとするとさまざまな機能的な制限により、解析作業が極めて非効率的になるという問題があった。実機燃焼解析では定型の解析手順を繰り返せばよい訳ではなく、解析モデル誤差評価のための計算手順の変更や、物理的意味を分析するために計算ステップの途中の結果を利用する必要がある。このため、各計算機能を単純に統合するだけでは不十分である。つまり、セル計算や炉心計算といった各機能を部品として保持したまま、必要に応じて部品を組み立てたり分解したりできるような実機燃焼解析システムの開発を行う。本業務では、現行の実機燃焼解析評価作業の調査と分析の結果から、新たな実機燃焼解析システムに求められる要件について調査を行った。この要件調査の結果を踏まえて、システムの概念設計,基本設計を実施した。

報告書

Program for rapid dose assessment in criticality accident, RADAPAS

高橋 史明

JAEA-Data/Code 2006-019, 83 Pages, 2006/09

JAEA-Data-Code-2006-019.pdf:5.77MB

臨界事故においては、核分裂性物質の近傍にいる者は急性障害の原因となる高線量の被ばくを受ける可能性がある。このような場合、被ばくの重度を考慮して、医療措置を遂行しなければならない。そのため、事故発生直後の段階で線量を評価する必要がある。中性子被ばくに伴い体内に生成される$$^{24}$$Naの放射能値に基づく線量評価は、臨界事故時の有効な手法の一つとされている。そこで、生成される$$^{24}$$Naの放射能から被ばく者の線量を迅速に算出するプログラム、通称RADAPAS(臨界事故時における放射化ナトリウムからの迅速線量評価プログラム)を開発した。RADAPASは、2つの部分から構成される。そのうちの1つは、エネルギースペクトルのカタログ及び$$^{24}$$Na量からの線量換算係数を含むデータベース部である。もう一方の部分は、生成した$$^{24}$$Na比放射能からの線量計算に必要な実行ファイルを有する。線量計算においては、事故現場の線源条件あるいはエネルギースペクトルを対話形式により表示画面を用いて入力する。RADAPASは、入力された情報及び$$^{24}$$Naの比放射能測定値からデータベースにある換算係数を用いて被ばく者の線量を迅速に算出する。本報告書では、RADAPASにおける線量評価法及び線量換算係数データを示すとともに、使用法を記す。

報告書

原子炉圧力容器用確率論的破壊力学解析コードPASCAL2の使用手引き及び解析手法

小坂部 和也; 加藤 大輔*; 鬼沢 邦雄; 柴田 勝之

JAEA-Data/Code 2006-020, 371 Pages, 2006/09

JAEA-Data-Code-2006-020.pdf:11.17MB

軽水炉構造機器の健全性に関する研究の一環として、平成8年度から確率論的破壊力学解析コードPASCALの開発を行っている。このコードは、原子炉圧力容器に加圧熱衝撃等の過渡荷重が発生した場合の破損確率を解析するコードである。既に公開されているPASCAL Version 1は、自動階層別モンテカルロ法,弾塑性破壊評価基準,半楕円き裂の詳細進展評価機能等に改良モデル等を導入していることが特徴である。平成14年度以降、経済産業省からの受託事業として、内部欠陥の評価手法の導入,破壊靱性評価手法の改良,応力拡大係数データベースの開発,トランジェントデータベースの整備,非破壊検査解析機能の改良等、解析機能や入出力機能の整備を実施した。そして、これら機能改良や感度解析を通じて得られた知見を取りまとめて標準的解析手法を提案するとともに、この標準的解析手法を反映したPASCAL Version 2用のグラフィカルユーザーインターフェースを整備した。本報告書は、PASCAL Version 2の使用方法と解析理論及び手法をまとめたものである。

報告書

MOX粉体系の過渡臨界事象評価のための物性値データ; MOX及びステアリン酸亜鉛粉末の物性値(受託研究)

山根 祐一; 酒井 幹夫*; 阿部 仁; 山本 俊弘*; 奥野 浩; 三好 慶典

JAEA-Data/Code 2006-021, 75 Pages, 2006/10

JAEA-Data-Code-2006-021.pdf:24.75MB

MOX燃料加工施設の臨界事故評価手法開発の一環として、MOXやステアリン酸亜鉛粉末等の物性値について調査・試験を行い、MOX,UO$$_{2}$$,ステアリン酸亜鉛,タングステンの粉末及びこれらの混合粉末について、密度,比熱,熱伝導率などのデータを取得整理するとともに、粉体流動や混合度に関するデータを取得した。

報告書

HTTR運転データベース,1; 全体概要及び作成方針

野尻 直喜; 栃尾 大輔; 濱本 真平; 梅田 政幸; 藤本 望; 伊与久 達夫; 武田 哲明

JAEA-Data/Code 2006-022, 61 Pages, 2006/10

JAEA-Data-Code-2006-022.pdf:5.68MB

「HTTR運転データベース」は将来高温ガス炉の実用化開発や高温工学試験研究炉(HTTR)の運転管理に資することを目的にHTTRの運転データを蓄積・整理したデータベースである。対象データは基本的にHTTRの運転より得られた過剰反応度,炉心又はプラント内の各部温度,冷却材中不純物濃度等の測定値を整理・評価したデータである。データベースは重要度の高い運転データを長期的及び系統的に管理する目的で、将来高温ガス炉の実用化開発やHTTRの運転管理に関する目的別のデータベースから成る構造とした。本報ではHTTR運転データベースの全体概要及び作成方針について報告する。また、本データベースのうちHTTR共通データベース,HTTR核特性データベース及びヘリウム純度管理データベースの一部を例として示す。

報告書

SCINFUL-QMD; Monte Carlo based computer code to calculate response function and detection efficiency of a liquid organic scintillator for neutron energies up to 3 GeV

佐藤 大樹; 佐藤 達彦; 執行 信寛*; 石橋 健二*

JAEA-Data/Code 2006-023, 43 Pages, 2006/11

JAEA-Data-Code-2006-023.pdf:1.76MB

高エネルギー中性子に対する液体有機シンチレータの応答を計算するために、シンチレータ中の3次元粒子輸送を模擬できるモンテカルロコードSCINFUL-QMDを開発した。本コードは、1988年に米国オークリッジ国立研究所にて開発されたSCINFULコードを高エネルギー領域に拡張したものであり、適用エネルギー上限は3GeVである。150MeV以上の高エネルギー核反応計算には、量子分子動力学(QMD)に統計崩壊模型(SDM)を接続した核反応模型QMD+SDMを採用した。この改良によって、数100MeV領域の中性子応答関数及び検出効率を精度よく計算できるようになった。

報告書

高エネルギー中性子スカイシャイン線量簡易計算コードSHINE3の開発

増川 史洋; 阿部 輝夫*; 林 克己*; 半田 博之*; 中島 宏

JAEA-Data/Code 2006-024, 98 Pages, 2006/11

JAEA-Data-Code-2006-024.pdf:7.9MB

高エネルギー加速器施設周辺のスカイシャイン線量の評価を簡便に行える計算コードSHINE3を開発した。本コードは、粒子・重イオン輸送計算コードシステムPHITSにより計算された高エネルギー中性子による中性子・2次$$gamma$$線のスカイシャイン線量レスポンスに対して、4パラメータの近似式を適用している。この結果、本コードは、エネルギー3GeVまでの線源中性子に対し、線源点から10m$$sim$$2kmの範囲で、モンテカルロ法と同程度の精度でスカイシャイン線量評価に利用できる。

報告書

Program POD-S; A Computer code to calculate cross sections for neutron-induced nuclear reactions by the statistical model

市原 晃; 国枝 賢; 岩本 修

JAEA-Data/Code 2006-025, 51 Pages, 2006/12

JAEA-Data-Code-2006-025.pdf:2.53MB

核データ評価のための計算コードPOD-Sを開発した。このコードは統計模型を用いて(n,$$gamma$$), (n,n'), (n,p), (n,$$alpha$$), (n,d), (n,t), (n,$$^3$$He)反応に対するエネルギースペクトルと、中性子の弾性・非弾性散乱に対する角度分布、及びそれらの積分断面積を計算できる。本レポートでは計算方法及び入力データの説明を行い、幾つかの出力例を示す。

報告書

幌延深地層研究計画における高密度反射法地震探査,マルチオフセットVSP探査,重力探査

津久井 朗太*; 西木 司*; 東中 基倫*; 津 信宏*

JAEA-Data/Code 2006-026, 103 Pages, 2007/02

JAEA-Data-Code-2006-026.pdf:16.81MB

独立行政法人日本原子力研究開発機構地層処分研究開発部門幌延深地層研究ユニット堆積岩地質環境研究グループでは、大曲断層の位置やその周辺の地質構造を把握するために、2004年に研究所用地設置地区(幌延町北進地区)において、高密度反射法地震探査,マルチオフセットVSP探査,重力探査の3種類の物理探査を実施した。本資料は、上記調査の概要と解析結果についてまとめたものである。

報告書

代表点校正法を用いた放射能測定器の効率校正用コードCREPT-MCNP

三枝 純

JAEA-Data/Code 2006-027, 79 Pages, 2007/02

JAEA-Data-Code-2006-027.pdf:11.37MB

$$gamma$$線スペクトロメトリ法に基づき体積試料の放射能を定量する際、放射能測定器の効率校正を行う必要がある。標準点状線源を用いて効率校正を精度よく行うための新たな方法(代表点校正法)をこれまでに開発し、今回、代表点校正法を円滑に実施するための計算コードとしてCREPT-MCNP(Calibration Code for the Representative Point Calibration Method with MCNP)を整備した。この計算コードは、体積試料の計数効率曲線に等価な計数効率曲線を与える点(代表点)を検出器周辺に見いだし、代表点で測定した計数効率に対し自己吸収効果の補正を行うことにより目的とする計数効率を得る。評価対象はp型及びn型Ge半導体検出器により測定可能な、エネルギー範囲が20keVから2MeVの$$gamma$$線である。本報はCREPT-MCNPの機能と使用方法,評価精度の検証例についてとりまとめたものである。

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