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 / 646件

掲載日
報告書番号
報告書名
主報告者
2026/04/03 SS25007 ベイズ推定法を用いたベントナイト系材料の巨視的透水係数の評価方法の提案-有効モンモリロナイト湿潤密度に基づく巨視的透水係数の評価-
Evaluation method of the macroscopic permeability coefficient of bentonite-based materials using Bayesian inference - Evaluation of macroscopic permeability coefficient based on effective montmorillonite wet density -
中林 亮
2026/03/25 SS25005 スウェーデン・ハードロック地下研究施設における高レベル放射性廃棄物処分のための国際共同研究(その13)-ベントナイトの不飽和膨潤・均質化の数値解析-
CRIEPI and SKB Cooperation Report No.13 - Numerical simulation for unsaturated swelling and homogenization of bentonite -
澤田 昌孝
2026/03/25 NR25005 深層学習技術を用いた革新的な火災モデルの開発(その2) ーゾーンモデルBRI2-CRIEPIの時系列代理モデルー
Development of an Innovative Fire Model Using Deep Learning Technology (Part 2) - A Time Series Surrogate Model of the Zone Model BRI2-CRIEPI -
池 正熏
2026/03/25 NR25004 レベル2 MUPRA特有の事象に対する評価フレームワーク及びSUM-UP法の提案
Development of an evaluation framework and the SUM-UP method for multi-unit events specific to Level 2 MUPRA
肥後 英志郎
2026/03/25 NR25003 X線CT画像のデジタル画像相関法を用いた三次元変形・ひずみ解析の断層模型実験への適用性の検討
On applicability of X-ray CT-Based Digital Image Correlation for Three-Dimensional Deformation and Strain Analysis in Scaled Sandbox Fault Experiments
溝口 一生
2026/03/25 EX25006 使用済燃料ごとの崩壊熱評価に基づく乾式貯蔵への移行早期化方策の便益評価 -国内PWR高燃焼度燃料の照射履歴に基づく評価-
Benefit evaluation of strategy for early transition from wet to dry storage based on decay heat evaluation for each spent nuclear fuel - Evaluation using irradiation history of domestic high burnup PWR fuel -
佐藤 駿介
2026/03/25 EX25005 燃料被覆管核変換計算システムの構築と燃料被覆管の核変換に伴う反応度への影響評価
Development of Nuclear Transmutation Calculation Framework for Fuel Cladding and Evaluation of Impact of Nuclear Transmutation of Cladding on Reactivity
森 海斗
2026/03/25 EX25004 軽水炉プラントの機器・配管の保全重要度評価における作業安全リスク指標の導入と本指標に基づく判断基準の提案
Introduction of work safety risk indicator for equipment and piping maintenance significance in light water reactor plants and proposal of decision criteria based on the indicator
渡辺 瞬
2026/03/25 EX25003 オーステナイト系ステンレス鋼溶接部を透過させる超音波探傷技術の開発 -実機溶接部を対象とした凝固組織予測-
Development of Far-Side Ultrasonic Testing Technique for Austenitic Stainless Steel Welds - Solidification structure Prediction for Actual Welds-
林 山
2026/03/25 EX25002 斜角探傷試験における位相限定相関法を用いた探触子移動量の推定とBスコープ画像生成に関する検討
Investigation of probe displacement estimation and B-scan image generation using phase only correlation in angle beam ultrasonic testing
神田 昂亮
2025/12/25 NR25002 国内原子力発電プラントを対象とした内部溢水PRAガイド(2025年版の策定)
Development of the Internal Flooding PRA Guide for Japanese Nuclear Power Plants
白井 孝治
2025/11/26 EX25001 T継手配管の測定困難部位における流れ加速型腐食起因の減肉推定手法の構築
Development of a method for estimating pipe wall thinning due to flow-accelerated corrosion in difficult-to-measure area of tee joint piping
渡辺 瞬
2025/08/26 NR24002 リスク情報を活用した国内原子炉格納容器漏えい率試験に係る試験間隔延長の成立性の調査検討
Feasibility study of the risk-informed approach to the Containment Vessel Leak Rate Test interval extension in Japan
高橋 俊佑
2025/07/25 NR25001 PRAピアレビューガイド
PRA Peer Review Guide
矢野 拓磨
2025/06/20 NR24011 三次元遠心振動台の開発(その2)-地震波制御による加振性能の拡張と三次元動的解析の妥当性確認-
中村 邦彦
2025/06/06 NR24012 蒸気発生器伝熱管破断時の注水スクラビングによるFP低減効果を評価するためのプロセス構築-APIを用いたSGスクラビングモデルのMAAP実装-
Development of an Evaluation Process for FP Removal Efficiency by Water Injection Scrubbing Phenomenon during Steam Generator Tube Rupture - MAAP Implementation and Application of the SG Scrubbing Model using API -
金井 大造
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
Copyright (C) Central Research Institute of Electric Power Industry