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論文

核燃料サイクルの推進と核不拡散・核セキュリティの確保

玉井 広史; 持地 敏郎; 千崎 雅生*; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.

第41回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2020/11

近年、我が国のプルトニウム利用の停滞及び核燃料サイクルの核不拡散・核セキュリティに関する批判が一部で増していることを踏まえ、核燃料サイクル政策の持続的発展に向け、こうした批判の妥当性を吟味し核不拡散・核セキュリティ上の観点からの課題等について検討した。

論文

わが国の核燃料サイクルと核不拡散・核セキュリティ(下); 今後の核不拡散・核セキュリティ技術と信頼性向上の課題

持地 敏郎; 千崎 雅生*; 玉井 広史; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.

エネルギーレビュー, 40(8), p.56 - 57, 2020/07

我が国が有するフルスケールの核燃料サイクルを維持するため、IAEA保障措置や核セキュリティの厳格な適用を継続することが必要である。長年にわたる核燃料サイクル、核物質管理等における技術開発の知見・経験を活かし、世界の核不拡散・核セキュリティ強化について科学性,実証性を持った効果的・効率的な推進に向け、新技術の開発や高度化、人材育成及び国際制度の改革等に積極的に取組み、国際社会からの信頼を一層醸成していくことが肝要である。

論文

わが国の核燃料サイクルと核不拡散・核セキュリティ(中); プルサーマルと高速炉研究開発の持続的推進の重要性

持地 敏郎; 千崎 雅生*; 玉井 広史; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.

エネルギーレビュー, 40(7), p.58 - 59, 2020/06

わが国は、IAEA保障措置協定や日米原子力協力協定に基づく厳格な核不拡散の確保はもとより、利用目的のないプルトニウムは持たないとの原則に基づき、内外に透明性を明らかにしつつプルトニウムの平和利用を進めてきた。今後も、核燃料サイクルを推進していくうえで、こうした施策を堅持し、当面のプルトニウム利用をプルサーマルによって維持するとともに、将来的には高速炉サイクルによって大規模かつ長期にわたるエネルギー供給および環境負荷低減を図ることが望まれ、その持続的な研究開発が重要である。

論文

わが国の核燃料サイクルと核不拡散・核セキュリティ(上); 原子力平和利用と核不拡散

持地 敏郎; 千崎 雅生*; 玉井 広史; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.

エネルギーレビュー, 40(6), p.58 - 59, 2020/05

原子力平和利用の推進には安全の確保のみならず、核不拡散、核セキュリティの確保が重要であり、これまでわが国は、保障措置対応や核物質防護等に厳格に取り組むとともに、これらに関する技術開発や人材育成等を通じて核不拡散や核セキュリティ能力の強化において国際社会に貢献してきた。しかし、2011年の福島第一原子力発電所事故を契機に、我が国の原子力発電所の再稼働やプルトニウム利用がスムーズに進まない現状から、プルトニウム保有量の増大等に対して核不拡散・核セキュリティ上の懸念が示されている。我が国の核燃料サイクル政策に対する上記のような懸念を吟味し、また、今後の我が国の核燃料サイクル政策の持続的発展のための取組み等について取りまとめた。

論文

新型転換炉「ふげん」の歩みとその成果

森下 喜嗣; 柳澤 務*

我が国将来世代のエネルギーを担う核燃料サイクル; 脱炭素社会のエネルギー安全保障; NSAコメンタリーシリーズ, No.24, p.119 - 126, 2019/03

新型転換炉原型炉ふげんの開発が始まった経緯や、自主技術としての新型転換炉の開発への取組みやその成果、また核燃料サイクル確立に向けたふげんの役割や貢献などについて述べる。

論文

核種の分離・変換技術; 高速炉を利用した変換

柳澤 務*; 宇佐美 晋; 前田 誠一郎

原子力年鑑2018, p.90 - 95, 2017/10

マイナーアクチノイド(MA)の核分裂反応は高速中性子領域で大きくなることから、MAの核変換には高速炉を用いるのが効率的であり、高速炉は、増殖によりウラン利用率を高めながらMAを核変換し、放射性廃棄物の量を低減して環境負荷を小さくできるため、原子力を持続的に利用できる特徴を有している。そこで、高速炉を利用した核種分離・変換を中心に、特に、高レベル廃棄物の減容化・有害度低減に向けた技術開発について、我が国及び仏国における取組みの経緯を述べた。また、高速炉へのMAの均質装荷法と非均質装荷法を用いたMA核変換技術開発の状況を述べるとともに、高速炉によるMA核変換の実績として、「常陽」、「もんじゅ」及び仏国フェニックス炉での実績をまとめた。さらに、酸化物燃料で均質にMAをリサイクルする方式を中心に、放射性廃棄物の減容化等に向けた燃料サイクル技術開発、すなわち、MAの分離技術開発、MA含有燃料の製造技術開発及びMA含有燃料の燃料開発について説明した。

論文

世界の原子力事情,5; インドの原子力開発の動向

佐藤 浩司; 柳澤 務*

日本原子力学会誌, 56(4), p.271 - 276, 2014/04

インドの原子力開発の動向について、インドのエネルギー・電力事情等、インドの原子力政策(歴史的背景、原子力開発体制、三段階の原子力開発計画、電力・原子力導入計画、国際協力)、原子力開発の現状(第1段階: 熱中性子炉(加圧重水炉と軽水炉)サイクル、第2段階: 高速炉サイクル、第3段階: 先進炉サイクル、原子力の人材育成)、東電福島原子力発電所事故の影響、日印原子力協力への期待について紹介している。

論文

世界の高速炉サイクル技術開発の動向,3(最終回); 革新的なナトリウム冷却高速炉サイクル技術と開発課題

山口 彰*; 柳澤 務; 森山 裕丈*

日本原子力学会誌, 52(10), p.626 - 637, 2010/10

3回連載の最終回として、高速炉サイクルシステムの本格的な実用化に向けた取り組みの観点から、ナトリウム冷却高速炉に採用を検討している革新技術について、2009年12月にIAEA主催で開催された高速炉システム国際会議(FR09)での議論を中心に紹介する。開発主要国で検討されている炉型,原子炉構造,冷却系機器等の炉関連技術、及びそれに関連する燃料開発や湿式や乾式再処理技術に関する技術,シミュレーションの最新の状況、及び今後の展望について解説する。さらに高速炉開発を取り巻く今後の課題として近年関心が高まっている、安全性や核不拡散,運転経験,技術伝承や人材育成の問題についての各国の取り組み,「もんじゅ」及び「常陽」を活用した日本への期待について述べる。

論文

Activities on public awareness of a prototype fast breeder reactor, Monju, and casebook of potential troubles

柳澤 務; 田畑 広明; 森 将臣

E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 2(1), 7 Pages, 2010/05

高速増殖原型炉もんじゅでは、1995年に発生したナトリウム漏えい事故後、失った信頼を回復するためさまざまな理解活動に取り組んできた。その中で、「もんじゅ」のプラント状況の進捗に応じて「想定される事故・トラブル等の事例とその対応」を取りまとめ、作成・配布し、運転再開に向けた理解活動を続けており、これらの取り組みについて紹介する。また、「もんじゅ」の概要・特徴などについても紹介するとともに、最近「もんじゅ」で発生したトラブルや国内外のトラブル事例も踏まえ、さらに、運転再開(性能試験開始)時に実施する炉心確認試験のときに想定されるトラブル事例と合わせて追補版として取りまとめており、これらの運転再開に向けた取り組みを紹介する。

論文

高速増殖原型炉「もんじゅ」の理解活動とトラブル事例集

柳澤 務; 田畑 広明; 森 将臣

保全学, 8(3), p.17 - 22, 2009/10

高速増殖原型炉もんじゅでは、1995年に発生したナトリウム漏えい事故後、失った信頼を回復するためさまざまな理解活動に取り組んできた。その中で、「もんじゅ」のプラント状況の進捗に応じて「想定される事故・トラブル等の事例とその対応」を取りまとめ、作成・配布し、運転再開に向けた理解活動を続けており、これらの取り組みについて紹介する。また、「もんじゅ」の概要・特徴などについても紹介するとともに、最近「もんじゅ」で発生したトラブルや国内外のトラブル事例も踏まえ、さらに、運転再開(性能試験開始)時に実施する炉心確認試験のときに想定されるトラブル事例と合わせて追補版として取りまとめており、これらの運転再開に向けた取り組みを紹介する。

論文

高速炉型式の変遷

林 秀行; 柳澤 務

日本原子力学会誌, 49(8), p.556 - 564, 2007/08

現在、高速炉の主流となっているナトリウム冷却MOX燃料高速炉に至る高速炉型式の変遷の概略を解説した。炉心概念については、その冷却材,燃料が選定された理由を液体金属冷却材の熱除去能力の比較,燃料材料の物性の比較により説明し、開発初期から現在に至る実機設計例を引用してその経緯を概説した。原子炉構造については、ループ型とタンク型の設計の特徴を説明し、我が国における実用化の方向性を紹介した。

論文

高速炉の誕生

柳澤 務; 田辺 裕美

日本原子力学会誌, 49(7), p.499 - 504, 2007/07

ウラン資源の有効活用や環境負荷低減等の観点から高速炉の実用化への期待が高まっている。そこで日本原子力学会誌「高速炉の変遷と現状」の企画の第1回として、高速炉の誕生の歴史を中心に述べる。高速炉は原子力平和利用技術開発の当初から原子力発電の本命として開発が進められてきた。効率よく増殖を行うために、主たる核分裂には高速中性子が、燃料として中性子再生率の高いプルトニウムが、また冷却材として液体金属が選択された。実炉としては1946年に臨界に達した米国のクレメンタイン炉が最初である。そこでの経験に基づいて、高速増殖実験炉としてEBR-Iが建設され、1951年8月に臨界を達成するとともに、同年12月には発電にも成功し、さらにその後燃料の増殖も確認された。EBR-Iの成果は、(1)高速炉が熱中性子炉と同様に制御可能であること,(2)液体金属が冷却材として有用であること,(3)増殖が理論だけでなく現実に可能であることを実証したことであり、その後の各国での高速炉開発につながっていった。

口頭

日本における高速炉開発の現状と今後の展開

柳澤 務

no journal, , 

日本原子力研究開発機構は、高速増殖炉サイクルの実用化像と実用化に至るための研究開発計画を2015年頃に提示するため、「高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究」を実施した。この研究では、幅広い技術選択肢の持つ可能性が追求され、将来のゴールを明確にする戦略研究が行われた。本研究の成果は国により評価され、原子力機構は、現在の知見で実用施設として実現性が最も高いと考えられる「ナトリウム冷却高速増殖炉(酸化物燃料),先進湿式法再処理,簡素化ペレット法燃料製造」の組合せを開発対象の主概念とし、実用化に集中した主概念の技術開発を行い、高速増殖炉サイクルの研究開発を加速することとした。この新たな研究開発は、2015年までに主概念にかかわる革新的な技術についてその採用可能性を判断できるところまで具体化し、高速増殖炉サイクル技術システムとしての設計研究により開発目標・設計要求を満足する実証施設及び実用施設の概念設計を得る。

口頭

オンライン固相抽出/ICP-MSを用いた$$^{90}$$Sr迅速分析法の環境試料への適用

萩原 大樹; 柳澤 華代*; 桑田 遥*; 田辺 務; 植頭 康裕

no journal, , 

本研究の目的は、従来の放射能測定法に比べ、迅速性・簡便性に優れるオンライン固相抽出/ICP-MSによる$$^{90}$$Sr迅速分析法を、緊急時等における環境試料のスクリーニング分析法として確立することである。$$^{90}$$Srは骨に対して高い親和性を有するため、環境試料として骨や殻ごと食べる魚介類に着目し、主成分元素が$$^{90}$$Sr測定に与える影響の把握と解決に取り組んだ。この結果、比較的塩濃度の高い環境試料に対し、標準添加法を用いて添加回収試験を行ったところ、誤差の範囲内で一致した。したがって、より主成分元素濃度の高い環境試料に対しても本法を適用できる見通しを得た。

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