電力中央研究所

電力中央研究所 報告書(電力中央研究所報告)

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1-50件 / 630件

掲載日
報告書番号
報告書名
主報告者
2025/05/09 NR24009 過酷事故時の沸騰水型原子炉建屋下層階 における水素挙動評価 -下層階の水素濃度に対する簡易評価フローの構築-
Evaluation of Hydrogen Behavior in the Lower Level of Boiling Water Reactor Building under Severe Accident Conditions - Development of Simplified Evaluation Flow for Hydrogen Concentration in Lower Level -
湯淺 朋久
2025/04/25 NR24005 X線CTを用いた河川礫及び海浜礫の3次元粒子形状測定 -大井川及び駿河海岸の事例-
3D shape measurement of river and beach gravels using X-ray CT -An example from the Oi River and the Suruga Coast -
溝口 一生
2025/04/25 EX24006 配管用の確率論的破壊力学解析コードPEDESTRIANの整備 ―破壊評価法の拡充―
Implementation of Probabilistic Fracture Mechanics Evaluation Code PEDESTRIAN for Piping - Enhancement of evaluation methods for crack rupture -
永井 政貴
2025/04/25 EX24005 深層学習を用いたきず判定機械学習プログラムの開発 -教師データ構成の検討-
Development of flaw detection machine learning programing code using deep learning - Study of configuration of training data-
神田 昂亮
2025/04/11 NR24010 諸外国におけるレベル3 PRAの動向調査
Trends of Level 3 PRA activities in foreign organizations: a review
内藤 裕一
2025/04/11 NR24008 建屋浸水解析ツールC-STIの開発-その1 浸水伝播解析モデルの設計と実装-
Development of Inundation Analysis Tool for Reactor Building: C-STI
阿竹 洋輔
2025/04/04 NR24007 深層学習技術を用いた革新的な 火災モデルの開発(その1)-ゾーンモデルBRI2-CRIEPIの代理モデル-
Development of an Innovative Fire Model Using Deep Learning Technology (Part 1)- A Surrogate Model of the Zone model BRI2-CRIEPI -
池 正熏
2025/04/04 NR24006 力学・物理過程を考慮した台風の強風ハザード評価法の開発
Development of a typhoon wind hazard estimation method with typhoon dynamics and physics
野村 光春
2025/04/04 NR24004 竜巻飛来物衝突評価ツールTONBOS-MIEの開発
Development of TONBOS-MIE for evaluation of tornado missile impact probability
村上 貴裕
2025/04/04 EX24008 国内PWR高燃焼度燃料の乾式貯蔵キャスクに対する燃焼度クレジット適用時の便益評価
Benefit of Burnup Credit Implementation into Dry Storage Cask Design for Domestic High Burnup PWR Fuel
佐藤 駿介
2025/03/10 EX24003 確率論的破壊力学の実活用に関する検討委員会 活動報告書 -加圧水型原子炉圧力容器の健全性評価への確率論的破壊力学の適用に向けた検討-
Technical Report of the Committee on Practical Applications of Probabilistic Fracture Mechanics - Study on the Application of Probabilistic Fracture Mechanics to the Structural Integrity Assessment of PWR Pressure Vessels -
宮代 聡
2024/11/25 EX24002 原子炉圧力容器鋼の延性脆性遷移温度のばらつきに及ぼすデータサンプリングの影響
Effect of Data Sampling on Variation of Ductile-Brittle Transition Temperature for Reactor Pressure Vessel Steel
三浦 直樹
2024/09/30 NR24003 過酷事故時の沸騰水型原子炉建屋下層階における水素挙動評価 ー下層階天井窪み部の解析モデル体系の構築と感度解析ー
Evaluation of Hydrogen Behavior in the Lower Level of Boiling Water Reactor Building under Severe Accident Conditions - Development of Analytical Model and Sensitivity Analysis of Ceiling Depression in Lower level -
湯淺 朋久
2024/08/23 NR23009 叙事知を重視した人間信頼性解析(HRA)定性分析のためのインタビュー・訓練観察ハンドブック(2023年度版) - “叙事知を重視した人間信頼性解析(HRA)定性分析のためのインタビューハンドブック(NR22011)”の追補改訂 -
Handbook on Interviews and Training Observation for Qualitative Analysis of The Human Reliability Analysis (HRA) with Emphasis on Narratives (FY2023 Edition) - Supplemental Revision of "Handbook on Interviews for Qualitative Analysis of The Human Reliability Analysis (HRA) with Emphasis on Narratives (NR22011)" -
早瀬 賢一
2024/07/30 NR23006 構造物損傷まで含めた原子力発電所周辺斜面のフラジリティ評価(その1)-評価手順の整備と実施-
Fragility evaluation of surrounding slopes near nuclear power plants including damage of structure (Part 1) -Specifying assessment procedure and practice-
吉田 泰基
2024/07/26 NR24001 運転中保全ガイドライン(2024年改訂版) -適用範囲拡大(複数系統同時実施等)-
On-Line Maintenance Guideline (rev.2024) -Expansion of scope of application (simultaneous implementation of multiple systems etc.) -
吉田 瑞城
2024/06/25 NR23008 原子力をめぐる信頼と地域対話のためのリスクコミュニケーションガイド
Nuclear risk communication guide for trust and community dialogue
桑垣 玲子
2024/06/21 NR23007 人的過誤確率評価モデルの構築-緊急時対策本部における意思決定-
Construction of Human Error Probability Evaluation Model: Decision Making in Emergency Operations Facility
武田 大介
2024/06/07 NR23004 鉄筋コンクリート製地中構造物の耐震性能照査法の高度化(その6)- 密な地盤の液状化を考慮した地盤・構造物連成系の三次元非線形地震応答解析手法の適用性検討 –
Development of Advanced Earthquake Resistant Performance Verification on Reinforced Concrete Underground Structure Part VI - Applicability of seismic response evaluation method based on 3D nonlinear analysis with soil-structure interaction considering liquefaction of dense ground -
松尾 豊史
2024/06/07 EX24001 金属燃料乾式再処理における超ウラン元素の実用的な回収方法に関する検討
Promising TRU extraction method for pyro-reprocessing of metal fuel FR cycle
坂村 義治
2024/05/31 EX23007 FERMATを用いた原子炉圧力容器の破損頻度評価手法の検討 -高温予荷重効果および照射量分布の影響評価-
Investigation of Methods for Assessing Failure Frequency of Reactor Pressure Vessels Using FERMAT - Effect of Warm Prestressing and Fluence Distribution -
宮代 聡
2024/05/24 SS23010 放射線防護基準値の設定と放射線測定による適合性判断の調査―保守性と不確かさに関連して―
Survey on Setting Radiation Protection Standards and Conformity Assessment by Radiation Measurements -In Terms of Conservatism and Uncertainty-
佐々木 道也
2024/05/24 NR23005 叙事知に重点を置いた人間信頼性解析(HRA)の定性分析ガイド(2023年度版)
Guide for Qualitative Analysis in The Human Reliability Analysis (HRA) with Emphasis on Narratives (FY 2023 Edition)
野々瀬 晃平
2024/05/24 NR23003 レベル3PRAのためのソースターム分類手法の検討(1)-同一事故シーケンスにおけるソースタームの不確実さの影響-
Investigation of Source Term Classification Methods for Level 3 PRA (1) - Effect of Uncertainty in Source Terms within a Same Accident Sequence -
黒川 諒悟
2024/05/24 EX23006 照射Nb添加PWR被覆管の酸化膜/金属界面でのNbナノクラスターの酸化挙動
Oxidation behavior of Nb nanocluster near the oxide film/metal interface of Nb-doped PWR cladding after in-reactor irradiation
中森 文博
2024/04/19 EX23003 ミニチュアC(T)試験片を用いたマスターカーブ法の国産原子炉圧力容器鋼への適用性の検討 -第2報:化学組成の異なる溶接金属3種への適用-
Applicability of Master Curve Method using Miniature C(T) Specimen to Japanese Reactor Pressure Vessel Steels - Second Report: Result of Three Weld Metals with Different Chemical Composition -
信耕 友樹
2024/04/19 EX23002 原子炉配管の破断前漏えい蒸気量計算 プログラムの開発
Development of a program to calculate the amount of steam leakage from nuclear reactor piping under the leak before break event
永井 政貴
2024/04/05 EX23005 国内PWRの高燃焼度燃料に対する乾式中間貯蔵への合理的な移行方策
Strategy for Rationalized Transition from Wet to Dry Storage for High Burnup Fuel of Domestic PWR
佐藤 駿介
2024/01/25 SS23006 人工バリア材料を用いた原位置試験の方法と技術的課題の整理(その2) ー人工バリア材料複合試験体の回収ー
Methods of an in-situ experiment using engineered barrier materials and summary of technical issues (Part 2) - Collection of composite test specimens of engineered barriers -
新橋 美里
2023/12/22 EX23001 産業界の視点を反映した軽水炉燃料研究課題の分析 ‐燃料プラットフォーム フェーズ2の成果‐
Examination of R&D topics for light water reactor fuel reflecting industrial viewpoints
稲垣 健太
2023/10/25 NR23001 国内原子力発電所のアンアベイラビリティパラメータの推定 -緩和系性能指標(MSPI)ベースライン値編-
Estimation of the unavailability parameter for the Japanese nuclear power plants - For Mitigating Systems Performance Index (MSPI) baseline -
米田 公俊
2023/10/13 NR23002 運転中保全ガイドライン
On-Line Maintenance Guideline
吉田 瑞城
2023/08/04 NR22011 叙事知を重視した人間信頼性解析(HRA)定性分析のためのインタビューハンドブック
Handbook on Interviews for Qualitative Analysis of The Human Reliability Analysis (HRA) with Emphasis on Narratives
早瀬 賢一
2023/06/30 NR22010 アンアベイラビリティデータ収集実施ガイド -緩和系性能指標(MSPI)ベースライン値編-
Unavailability data collection guide - For mitigation system performance index (MSPI) baseline -
米田 公俊
2023/06/09 NR22012 居住性喪失に至る原子力発電所中央制御室火災発生時の対応に関する検討 -VRを用いた運転員の認知行動に関する知見収集-
A Study on the action to a Fire in Main Control Room of NPPs Leading to Loss of Habitability - Collection of knowledge on the cognition and behaviors of operators using VR-
廣瀬 文子
2023/05/26 SS22012 地質モデルの構築とその不確実性への対処に関わる提言
Recommendations on geological modeling and dealing with its uncertainties
幡谷 竜太
2023/05/26 NR22009 大気開放条件下の高エネルギーアーク故障(HEAF)評価試験 による熱的影響範囲(ZOI)評価手法の提案
Proposal of an Evaluation method for Zone of Influence (ZOI) Induced by Thermal Impact of High Energy Arcing Fault (HEAF) Based on Open Arc Tests
田坂 光司
2023/05/26 EX22010 収差補正STEM-EDS法による中性子照射された圧力容器鋼の粒界偏析量の評価
Evaluation of grain boundary segregation in neutron irradiated RPV steel by Cs-corrected STEM-EDS
小林 知裕
2023/05/12 NR22006 確率論的リスク評価(PRA)のための 機器信頼性データ収集実施ガイド
Component reliability data collection guide for probabilistic risk assessment
吉田 智朗
2023/04/28 NR22008 火災モデルFDSおよびBRI2-CRIEPIの上下複数区画火災への適用性評価
Evaluation of the Applicability of the Fire Models FDS and BRI2-CRIEPI for Multi-Compartment Fires involving Upper and Lower Floors
永井 大地
2023/04/28 NR22003 内的事象レベル1 マルチユニットPRA手法 の開発
Development of Methods for Internal event (level 1) Multi-unit PRA
三浦 弘道
2023/04/28 EX22006 配管用の確率論的破壊力学解析コードPEDESTRIANの整備 ―亀裂進展に関連した評価手法の実装―
Improvement of Probabilistic Fracture Mechanics Evaluation Code PEDESTRIAN for Piping - Implementation of evaluation methods for crack propagation -
永井 政貴
2023/04/28 EX22005 原子炉圧力容器を対象とした確率論的破壊力学解析コードFERMATの開発
Development of probabilistic fracture mechanics code for reactor pressure vessels: FERMAT
宮代 聡
2023/04/28 EX22004 原子炉圧力容器鋼の関連温度移行量の統計特性
Statistical Characteristic of Transition Temperature Shift For Reactor Pressure Vessel Steel
三浦 直樹
2023/04/28 EX22003 ミニチュアC(T)試験片を用いたマスターカーブ法の国産原子炉圧力容器鋼への適用性の検討 -第1報:化学組成の異なる溶接金属2種への適用-
Applicability of Master Curve Method using Miniature C(T) specimen to Japanese Reactor Pressure Vessel Steels - First Report: Result of Two Weld Metals with Different Chemical Composition -
信耕 友樹
2023/04/21 NR22005 三次元遠心振動台の開発
Developments of Three-Dimensional Shaking Table For Centrifugal Model Test
中村 邦彦
2023/04/14 EX22007 使用済燃料管理の合理化に向けた乾式キャスクの設計と運用の高度化 -BWR燃料に対する燃焼度クレジット適用時の便益評価-
Improvement of Cask Design and Dry Storage Operation for Efficient Management of Spent Nuclear Fuel - Evaluation of Benefit by Application of Burnup Credit for BWR Fuel -
佐藤 駿介
2023/04/07 NR22007 がいしへの降灰付着解析モデルの開発と付着特性の評価
Simulation model development and parametric evaluation of volcanic ash deposition on insulator
江口 譲
2023/04/07 NR22004 岩盤の原位置引張り試験の適用性確認と引張り強さの評価法の提案
Applicability of in-situ direct tension test and proposal of evaluation method of tensile strength on rocks
岡田 哲実
2023/03/24 EX22002 多項ロジスティック回帰を用いたきず判定機械学習プログラムの開発 -ステンレス鋼溶接部の応力腐食割れ検出への適用-
Development of flaw detection machine learning programing code using multinomial logistics regression - Detection of stress cracking in stainless steel welds-
神田 昂亮
Copyright (C) Central Research Institute of Electric Power Industry