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論文

Economics for managing nuclear energy in Japan

柳澤 和章

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/12

原子力エネルギーの経済規模を電気売上で評価した。その額は43,018百万ドルであり、燃料サイクルの経済規模は10,860百万ドルであった。幾つかの突発的な事故、例えば、2007年における柏崎・刈羽原発を襲った地震によって原子力エネルギーの経済規模は減少しつつある。グリーン技術とリンクした原子力エネルギーの間接効果は地球温暖化防止に効果的である。二酸化炭素排出にかかわる仮想取引では4,000百万ドルが節約できると考えるが、これは電力経常利益の10%に相当する。

論文

我が国の放射線利用分野の経済規模について

柳澤 和章

Radioisotopes, 60(4), p.189 - 201, 2011/04

放射線利用分野の経済規模は4兆1,117億円(平成17年度)であり、その内訳は工業利用分野が56%、農業利用分野が7%、医学・医療利用分野が37%であった。一方、エネルギー利用(54基の原子力発電所による原子力発電)分野の経済規模は4兆7,410億円であった。放射線利用分野とエネルギー利用分野の比率は46%対54%となっていた。両者の合計は8兆8,527億円となり、対GDP比で1.8%となっていた。

論文

Champion data comparison in nuclear research institutes in Europe, the U. S., and Japan

柳澤 和章; Cutler, D.*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 287(3), p.879 - 886, 2011/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.64(Chemistry, Analytical)

日本,米国及び欧州(仏,独)で活躍する優秀原子力研究機関(PNRI)を対象に、計量書誌学的な手法でチャンピオンデータ比較を実施した。ツールには、INIS(IAEA主管), ECD(DOE主管), WOS(トムソンロイター主管)及びSCOPUS(エルゼビア主管)を用いた。INISは原子力に関する研究論文をあまねく収集しているツールであり、追跡評価に適している。30年を超える蓄積研究論文数で11PNRI中のチャンピオンを探すと、INISではJAERIが1位となり、ECD, WOS及びSCOPUSではORNLが1位と認定される。WOSとSCOPUSは研究論文を主体的に収集するツールである。計量書誌学的分析で用いられたツールによる結果については、個々のデータベースに存在する異なった特性が、時として計量書誌学的には矛盾した結果を誘導することもあるので、特性を構成する種々の影響因子についてその背後に潜んでいるものを注意深く見極める必要がある。このことは、INIS, ECD, WOS及びSCOPUSをそれぞれ用いて、特に5年ごとのチャンピオンデータ比較をした場合、如実に観察される事実である。

報告書

In-core behavior of silicide fuel; Power transient by abnormal control rod withdrawal and cold coolant induction

柳澤 和章

JAEA-Review 2010-070, 18 Pages, 2011/01

JAEA-Review-2010-070.pdf:7.93MB

材料試験炉(JMTR)で出力過渡を受けた場合のシリサイド燃料の安全性を研究した。(1)"JMTR初期起動時に発生した制御棒の異常引き抜き(ACRW)"に関する想定実験で究明された燃料板最高温度(PCST)は137度であった。"二次系ループにおける冷水導入(CCI)"に関する想定実験で究明された燃料板最高温度は111度であった。これら想定実験値はJMTR安全審査で使ったEUREKA-2コード計算値よりも高く、保守的であった。(2)両想定実験では最小DNBRは生じなかった。また、両想定実験で用いた燃料板は破損することなく健全性が維持した。すなわち、実験結果はACRWとCCIに関する安全性判断基準をクリアしていた。この実験事実から、ACRWとCCIに関するEUREKA-2計算コード予測は十分安全余裕を有していることが裏付けられた。

報告書

Study on in-core behavior of PWR fuel under power transient; Influence of waterside corrosion

柳澤 和章

JAEA-Review 2010-068, 34 Pages, 2011/01

JAEA-Review-2010-068.pdf:9.37MB

出力過渡を受けたPWR燃料の健全性につき、水側腐食の程度及び燃料棒の加圧量を実験因子として研究した。(1)加圧PWR燃料は膨れ/破裂メカニズムで破損したが、この破損メカニズムに水側腐食の影響はなかった。非加圧PWR燃料は被覆管の溶融/脆化メカニズムで破損したが、この破損メカニズムに水側腐食は大きな影響を及ぼし破損回避の方向に作用した。腐食膜は被覆管に発生した温度勾配を最小化し、被覆外面にさらなる腐食膜が生成するのを阻止し、クエンチ時に発生する円周応力を低下させた。その結果、腐食膜付PWR燃料の破損しきい値は標準燃料で観察されたものより高かった。(2)加圧燃料の軸最大歪は酸化膜厚の増加とともに増加し、40ミクロンで最大4%となった。加圧燃料の軸最大歪は酸化膜厚とは無関係に1%を越えなかった。

論文

Failure mechanism of silicide and aluminide fuels during power transient

柳澤 和章

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(1), p.113 - 119, 2011/01

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

燃料破損しきい値に燃料芯材密度(2.2, 3.0、及び4.0g/cc)が及ぼす影響につき、シリサイド燃料(密度4.8g/cc)を参考データとして比較検討した。(1)供試燃料板(4.8g/cc以下)の核沸騰離脱(DNB)温度は175$$pm$$24$$^{circ}$$Cであり、参考燃料のそれ(180$$pm$$14$$^{circ}$$C)と大きな違いはなかった。(2)参考燃料は大きな急冷温度幅(94$$^{circ}$$C以上)と短い急冷時間(0.13秒以下)で破損したが、供試燃料板は芯材アルミニウムの塑性流動性が高く106cal/g$$cdot$$fuel plateまで破損はなかった。燃料密度を下げると燃料の塑性性が向上する。(3)燃料密度とは無関係に、燃料板の曲がりは到達最高温度(PCST)の増加とともに大きくなった。JRR-3の曲がりに対する運転制限値(228$$^{circ}$$C以下)においては、最大曲がりは15%(0.4mm)で、ほとんどのデータは4%以内であった。(4)燃料板厚みで評価した軸方向塑性歪で見ると供試燃料は膨らんでいたが参考燃料は収縮していた。

論文

Transient behaviour of 4.8g/cc silicide fuel, 1; Abnormal withdrawal of control rod during a start-up of JMTR

柳澤 和章

International Journal of Nuclear Energy Science and Technology, 6(1), p.55 - 63, 2011/00

材料試験炉(JMTR)は、高濃縮から低濃縮炉心(20wt%以下)への変更のためにシリサイド燃料を装荷した。実験では、JMTR炉の起動時に制御棒の異常引抜が発生し毎秒0.35%反応度($$Delta$$k/k)が入ることを想定した。この実験値は、JMTR安全審査に使用したEUREKA2計算コード入力値の約2倍である。実験の結果、試験燃料板(4.8g/ccシリサイド燃料)は137度まで急速加熱された。一般的に焼き割れ破損はクエンチ時間tqが0.13秒以下及びクエンチ温度幅Tが94度以上という条件下で発生するが、供試試料ではクエンチ時間tqが0.11秒と短かったもののクエンチ温度幅が28度と小さく、このため、供試試料には焼き割れメカニズムに基づく破損発生がなかった。制御棒引き抜き事故に対するJMTRの安全余裕が確認された。

報告書

Failure mechanism of Nb$$_{2}$$O$$_{5}$$ doped PWR fuels under power transient

柳澤 和章

JAEA-Review 2010-054, 109 Pages, 2010/11

JAEA-Review-2010-054.pdf:36.09MB

(1)ニオブ(Nb$$_{2}$$O$$_{5}$$)添加の非加圧PWR燃料は安全審査で使われる破損しきい値の260cal/g以下では破損しなかった。(2)燃料破損はニオブ添加の有無とは無関係に被覆管の溶融脆化メカニズムで起こった。(3)炉内過渡ふるまいとして、供試燃料は大きな軸方向PCMI(最大18%)を示したが、その径方向PCMIは相対的に小さかった。(4)発熱量276cal/gを超えた領域、すなわち、被覆表面最高温度が1467$$^{circ}$$Cを超えた領域で、ニオブ添加PWR燃料はボンディング、径方向微細割れ、金属凝集物、金属介在物の生成といった組織変化を起こした。

論文

An Indirect effect of green technology by Japanese LWRs

柳澤 和章

Proceedings of 3rd International Symposium on Innovative Nuclear Energy Systems (INES-3), 10 Pages, 2010/11

国家の経済と二酸化炭素取引に影響を及ぼす温暖化防止技術について、それが生み出す間接効果を研究した。研究には政府等から公開された文献を使った。(1)2005年の時点で稼働中の我が国の軽水炉は54基あり、発電による電気料金は発電端で16,466百万ドル、需要端で42,682百万ドルであった。(2)原子力市場では、建設費用(2.0セント/kWh)は高いが燃料コスト(1.4セント/kWh)は安い。原発の導入は発電にかかわる燃料費総額を低減化できるので、結果的にGDPを押し上げる。(3)軽水炉から放出される二酸化炭素(22g/kWh)は化石燃料使用の発電所から放出されるそれの1/23$$sim$$1/44である。2004年における総発電電力量は8,651TWhである。石炭と石油を主たる二酸化炭素放出源と仮定すると、その放出量は7.43$$times$$108t-CO$$_{2}$$となる。化石燃料以外の燃料により3.79$$times$$108t-CO$$_{2}$$の二酸化炭素が排出抑制されるが、原発の寄与率はそのなかで57%と高い。二酸化炭素排出取引価格はt-CO$$_{2}$$あたり開発途上国で18.5、欧州共同体で27.7であると仮定すると、我が国の原発による温暖化防止技術が生み出す間接効果は前者で3,993百万ドル、後者で5,989百万ドルとなる。

報告書

In-core integrity of the 4.8gU/cc silicide fuels fabricated by B&W and CERCA

柳澤 和章

JAEA-Review 2010-033, 26 Pages, 2010/09

JAEA-Review-2010-033.pdf:4.31MB

B&W社で作製したシリサイド燃料(熱電対1本付き)及びセルカ社で作製したシリサイド燃料(熱電対無)を、ともに投入反応度1.43ドル($)でパルス照射した。得られた発熱量は前者が115cal/g$$cdot$$fuel plateで、後者が98cal/g$$cdot$$fuel plateであった。両者に関する炉内燃料過渡性能を直接比較するとともに、実施済みの4.8g/ccシリサイド燃料の過渡性能を比較用レファレンスとして使用した。(1)B&W社製の燃料に関する核沸騰離脱温度(DNB)は154$$^{circ}$$Cであり、レファレンスが有するDNB温度の182$$pm$$18$$^{circ}$$Cと比較して低かった。(2)クエンチ時、B&W燃料はクエンチ温度差$$Delta$$Tとして269$$^{circ}$$C(破損しきい値は94$$^{circ}$$C)を示し、クエンチ時間tqとして0.079秒(破損しきい値は0.13秒)を示した。このような状況で燃料は破損に至った。破損様式は燃料板貫通割れで溶接熱電対#1の近傍で発生していた。また、未貫通割れが燃料板上部近傍で発生した。CERCA社製燃料板は破損しなかったが、炉内計装が何もなかったため破損メカニズムに関する議論ができない。

論文

Failure and its mechanism of LWR and research reactor fuels

柳澤 和章

International Electronic Journal of Nuclear Safety and Simulation (Internet), 1(3), p.246 - 257, 2010/09

軽水炉燃料はUO$$_{2}$$ペレットを円筒状のジルカロイの鞘で被覆したものであるし、研究炉燃料はUAlx又はU$$_{3}$$Si$$_{2}$$を芯材とし、Al-Mg合金で板状に被覆したものである。(1)軽水炉燃料はノルウェーにあるハルデン炉(HBWR)で最大約20MWd/kgUまでベース照射しその後出力急昇試験に掛けてPCI破損の有無を確かめた。結果は、HBWR条件で得た破損しきい値よりもLWR条件で得た破損しきい値のほうが低かった。炉内実験データは燃料ふるまい計算コードFEMAXIに供給し、PCI破損応力とFPガス放出率(FGR)を求めた。(2)未照射又は照射済軽水炉燃料をNSRRRにてパルス照射し、破損とそのメカニズムを調べた。未照射燃料は260cal/g$$cdot$$fuelで破損し、溶融脆化が破損メカニズムである。照射済燃料はPWRについて調べたが、118cal/g$$cdot$$fuelで燃料は縦方向に一稜線沿いに大きく裂けた。大きなPCMI(ペレット-被覆管機械的相互作用)と過渡的FGR(核分裂ガス放出)の重畳がメカニズムとして考えられる。研究炉用シリサイド燃料は、溶融点以下において被覆を貫通する割れで破損した。これは燃料板上に生じた局所的な不均一温度分布により発生するクェンチ時の引張応力がメカニズムである。

論文

An Outcome of nuclear safety research in JAERI; Case study for LOCA

柳澤 和章; 伊東 慶四郎*; 勝木 千里*; 川島 啓*; 調 麻佐志*

Scientometrics, 84(3), p.563 - 573, 2010/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:63.42(Computer Science, Interdisciplinary Applications)

日本原子力研究開発機構の安全性研究について計量書誌学的手法によるケーススタディを実施した。(1)冷却材喪失事故(LOCA)に関しては、原子力機構安全性研究は63%の国内論文シェアがあり、寡占的状態にある。LOCAはプロジェクト型の研究に属するが共著論文で評価した社会経済的ネットワーキング(SEN)も4%台まで発達している。SENを発達させた共著論文数は東京大学-原子力機構及び原子力機構-名古屋大学で顕著であった。(2)再処理(Reprocessing)については、公的研究機関(PS)が71%の国内論文シェアを有し寡占的状態にある。SENは平均2-3%まで発達している。原子力機構論文シェアは20%であったが、NUCEFの完成によりpast(5)では25%となった。一般的にプロジェクト型研究の特徴は論文上大きな寡占状況を作り出すことにあり、基礎科学型研究のそれは大きな社会経済的ネットワーキングを作り出すことにある。(3)原子力機構安全性研究の典型的なアウトカムとして燃料研究分野を紹介し、国内及び国際協力研究の重要性を指摘した。(4)原子力機構安全性研究の成果(アウトプット)は現存する安全設計評価指針にアウトカム化して使用されていることを計量書誌学的に調べ確認した。

報告書

30年間論文数に基づく国内外原子力研究所のチャンピオン決め

柳澤 和章

JAEA-Review 2010-031, 43 Pages, 2010/08

JAEA-Review-2010-031.pdf:0.94MB

原研及び原子力先進国を代表する研究機関(米国5施設,フランス3施設,ドイツ2施設)を対象に原子力汎用データベースであるINISとECD、ジャーナル投稿研究論文を特化したデータベースであるWOSとSCOPUSを使い、施設間チャンピオン比較を期間30年(1978$$sim$$2007年)で実施した。INISは、JAERI(32,859論文/30年、以下同じ)をチャンピオン、ECDは、ORNL(36,608論文)をチャンピオン、WOSはECDと同様ORNL(34,331論文)をチャンピオン、SCOPUSはORNL(32,728論文)をチャンピオンとした。(2)各々のデータベースは異なる特性があるため、チャンピオンデータ比較では時として計量書誌学的に矛盾した結果が生まれることもある。INIS, ECD, WOS及びSCOPUSについても、5年ごとの論文データが互いに矛盾した評価結果を出しており、この指摘が正しいことを示唆している。評価においては、どのような因子が全体に影響を与えているかを深く考察し、それぞれの状況に沿ったデータ検索及び結果の判断をする必要がある。(3)IAEAに加盟する先進国や開発途上国にとってINISとECDは有益な情報源である。最近、WOSやSCOPUSが世界的に使われる傾向にある。

論文

Failure and its mechanism of LWR and research reactor fuels

柳澤 和章

Proceedings of 3rd International Symposium on Symbiotic Nuclear Power Systems for 21st Century (ISSNP 2010) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/08

軽水炉燃料はUO$$_{2}$$ペレットを円筒状のジルカロイの鞘で被覆したものであるし、研究炉燃料はUAlx又はU$$_{3}$$Si$$_{2}$$を芯材とし、Al-Mg合金で板状に被覆したものである。(1)軽水炉燃料はノルウエーにあるハルデン炉(HBWR)で最大約20MWd/kgUまでベース照射しその後出力急昇試験に掛けてPCI破損の有無を確かめた。結果は、HBWR条件で得た破損しきい値よりもLWR条件で得た破損しきい値のほうが低かった。炉内実験データは燃料ふるまい計算コードFEMAXIに供給し、PCI破損応力とFPガス放出率(FGR)を求めた。(2)未照射又は照射済み軽水炉燃料をNSRRRにてパルス照射し、破損とそのメカニズムを調べた。未照射燃料は260cal/g$$cdot$$fuelで破損し、溶融脆化が破損メカニズムである。照射済み燃料はPWRについて調べたが、118cal/g$$cdot$$fuelで燃料は縦方向に一稜線沿いに大きく裂けた。大きなPCMI(ペレットー被覆管機械的相互作用)と過渡的FGR(核分裂ガス放出)の重畳がメカニズムとして考えられる。研究炉用シリサイド燃料は、溶融点以下において被覆を貫通する割れで破損した。これは燃料板上に生じた局所的な不均一温度分布により発生するクェンチ時の引張応力がメカニズムである。

報告書

追跡評価; 原研基礎・基盤研究の主体性

柳澤 和章; 高橋 祥次*

JAEA-Review 2010-013, 29 Pages, 2010/06

JAEA-Review-2010-013.pdf:1.15MB

歴史的展開の中で永く研究が持続し、その分野が成長しているのかどうか、を研究の主体性と定義してその追跡評価を行った。評価の対象となったパラメータは旧日本原子力研究所(原研)基礎・基盤注力研究分野のうち、Actinides、Positron及びNeutronの3つである。追跡評価対象期間は1978年(昭和53年)から2002年(平成14年)までの25年間である。この追跡評価は計量書誌学的手法によるものとし、評価のツールにIAEA(国際原子力機関)が主管するINISを用いた。追跡評価の結果、原研基礎・基盤研究の主体性を持続的に発展させた要因は、原研コア研究員の使命感に基づく努力,適切な後継者の養成(明確知と暗黙知の伝授)及び原研と協力関係にあった学界及び産業界との知的ネットワーキングの構築であることを計量書誌学的手法により定量化した。逆に、主体性の持続的発展を阻害する要因は、コア研究員の退職,転職,不慮の事故(死)に起因する研究の中断である。対象とした3パラメータにおいては、発展要因と阻害要因の相互作用により研究の主体性に萌芽,発展そして衰退といった事象が起きることを明らかにした。

報告書

基礎科学研究の追跡評価; 研究の優位性,成果の普及具合,研究室の活性度

柳澤 和章

JAEA-Review 2010-004, 61 Pages, 2010/06

JAEA-Review-2010-004.pdf:1.2MB

旧日本原子力研究所物質科学研究部を、領域I-放射線場物質科学,領域II-極限物性・新材料科学,領域III-アクチノイド化学及び領域IV-施設開発・運転管理に分割した。各領域に所属する研究室の成果を代表した[5キーワード]と各研究室に所属する研究員のうち最も論文を輩出した上位5人すなわち[コア研究員5人]の組合せパラメーターから、社会経済的評価等を実施した。検討期間は旧日本原子力研究所物質科学研究部が存在した平成10年から平成14年の5年間である。(1)研究の優位性に関する論文シェアは、領域III(31%), II(21%), IV(21%), I(17%)となり、領域IIIが優位だった。(2)成果の普及具合では、領域I(28%), II, III(18%), IV(10%)となり、領域Iが優位だった。(3)旧日本原子力研究所オリジナル論文をベースに評価した研究室の活性度は、IV(25%), III(12%), I(11%), II(4%)となり、領域IV(III)が優位だった。(4)外部有識者が実施したピアレビューとの傾向比較では、目的達成度及び成果の普及と波及効果で、本報の結果はピアレビュー結果と一致した。(5)物質科学の経済効果と波及効果では、投入された累積金額は465億円、人数は7,629人・年であり、市場創出効果は769億円であった。

報告書

技術連関分析手法を用いた安全性研究の途上評価

柳澤 和章; 菰田 文男*

JAEA-Review 2010-003, 28 Pages, 2010/06

JAEA-Review-2010-003.pdf:0.94MB

旧日本原子力研究所(JAERI),オークリッジ国立研究所(ORNL)及びカールスルーエ研究所(FZK)の3類似研究機関で実施された水炉安全性研究について、どのような中核技術が25年間で形成され、どのような技術要素が互いに連関しているか、INSPECを使った技術連関手法により調べた。その結果、燃料,材料,熱水力,事故及び研究炉に関して、旧日本原子力研究所は22の中核技術を保有しており、国の安全性研究に対して寄与が大きかった。米国のORNLは19の、ドイツのFZKは20の中核技術を保有していた。ORNLは原子炉運転,FZKは放射線防護の技術要素に特色があった。研究所及び国レベルでは、原子力発電所技術要素(工学計算等)等が重要な共通中核技術であり、原子力発電の安定運転上必要なものであることがわかった。旧日本原子力研究所とFZKは安全性研究分野ではLOFT計画等で国際協力関係にあったが、それを裏打ちするように[事故,工学的計算,燃料被覆管,原子炉冷却]といった4つの中核技術で強い技術連関が認められた。燃料技術要素[燃料被覆管]についてはFZKのほうが旧日本原子力研究所より卓越していた。旧日本原子力研究所とORNLは[計装及び研究炉]の2中核技術で強い技術連関があった。

論文

An Indirect effect of green technology by Japanese LWRs

柳澤 和章; 長野 浩司*

Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '10) (CD-ROM), p.2140 - 2149, 2010/06

国家の経済と二酸化炭素取引に及ぼす温暖化防止技術によって生み出される間接効果に付き理解を深めるための研究を実施した。(1)2005年の時点で稼働中の我が国の軽水炉は54基であり、発電電気料金は発電端で16,466百万ドル、需要端で42,682百万ドルである。(2)原子力市場では、建設費用(2.0セント/kWh)は高いが燃料コスト(1.4セント/kWh)は安い。原発の導入は発電にかかわる燃料費の総額を低減しGDPを結果的に押し上げる。(3)軽水炉から放出される二酸化炭素(22g/kWh)は化石燃料使用の発電所から放出されるそれの1/23から1/44である。2004年における総発電電力量は8,651TWhである。石炭と石油を主たる二酸化炭素放出源と仮定すると、その放出量は7.43$$times$$108t-CO$$_{2}$$となる。化石燃料以外の燃料により3.79$$times$$108t-CO$$_{2}$$の二酸化炭素が排出抑制されるが、原発の寄与率はそのなかで57%と高い。二酸化炭素排出取引価格はt-CO$$_{2}$$あたり開発途上国で18.5$、欧州共同体で27.7$であると仮定すると、我が国の原発による温暖化防止技術が生み出す間接効果は前者で3,993百万ドル、後者で5,989百万ドルとなる。

論文

Study on in-pile performance of silicide fuel under power transient

柳澤 和章

Proceedings of 31st International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR 2009) (Internet), 11 Pages, 2010/03

未照射シリサイド小型燃料板を用いた出力過渡試験を実施した。試験燃料板の破損しきい値は82から94カロリー/グラム燃料板の間にあることを見いだした。発生した燃料板の貫通割れは急冷時に発生する大きな温度差(94度以上)と極端に短い急冷時間(0.13秒以下)の組合せから生じる熱応力に起因する。さらに、単一燃料板と3枚組燃料板を用い、燃料板表面温度(PCST)をパラメータとした冷却材の流路閉塞(燃料板の曲がり)についても研究した。冷却材の流路閉塞については、安全審査の判断基準温度として228度が採用されているが、この値がJRR-3やJMTR燃料に対して妥当であることを実験的に明らかにした。

報告書

An Outcome of nuclear safety research in JAERI; Predominance of research

柳澤 和章; 川島 啓*; 勝木 千里*; 伊東 慶四郎*

JAEA-Review 2009-050, 13 Pages, 2010/02

JAEA-Review-2009-050.pdf:6.63MB

研究論文を用いた計量書誌学的研究により以下の事実を見いだした。(1)日本で刊行された安全性研究関連論文数は世界的に見て米国に次いで第2位であった。我が国で刊行された安全性研究関連論文のうち日本原子力研究所(以下、原研)の論文数が占める割合は全体の約25%であった。(2)過去25年を振り返ると、97に仕分けた原子力安全研究関連分野のうち39の研究分野(すなわち全体の40%の研究分野)において、原研は研究の優位性を保持したことが他機関との論文数比較からわかった。(3)論文の動向分析から、原研では過去においては原子炉事故を基軸にした安全性研究に力点が置かれていたが、最近は核燃料サイクルの下流側に関する安全性研究に力点が移っていることが判明した。TMI-2事故が原研安全性研究に及ぼしたインパクトは特に、熱水力学,冷却材喪失事故(LOCA),シビアアクシデント及びリスク評価といった研究分野で大きかった。

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