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論文

Overview of Fast Reactor Cycle System Technology Development Project (FaCT) phase 1 and future direction

家田 芳明; 小野 清; 根岸 仁; 塩谷 洋樹; 長沖 吉弘; 難波 隆司

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/12

日本原子力研究開発機構は、電気事業者,電力中央研究所,メーカ各社の参画を得て、1999年7月から高速増殖炉サイクルの実用化像を構築するとともに、その技術体系を確立することを目的とした高速増殖炉サイクルの実用化に向けた研究開発を進めている。FaCTのフェーズI(2006-2010年度)では、それ以前のFSで選択した主概念「ナトリウム冷却炉(酸化物燃料),先進湿式法再処理及び簡素化ペレット法燃料製造の組合せ」を対象に、現時点での革新技術の採否判断と原子力委員会が定めた性能目標への達成度の評価を実施した。フェーズIはおおむね順調に進み、技術的には革新技術を工学規模試験により実証する次のフェーズ(FaCTフェーズII)に入ることができる段階にまで達したことを確認した。本ペーパーは、改めて高速増殖炉サイクル開発の意義に触れ、FaCTフェーズIの研究開発成果の概要を中心に述べるとともに、今後の研究開発の方向性をまとめたものである。

論文

Status and prospects of the FaCT project

長沖 吉弘; 菊地 晋; 一宮 正和

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

FBRサイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)が2006年から進められている。本研究では、2015年に実証施設及び実用施設の概念設計を提示するため、FBRサイクルの革新的技術にかかわる設計研究と試験研究が進められている。そして、その成果は2025年からの実証炉の運転開始につなげられる。研究開発は、高い性能を発揮するFBRサイクルに必須の革新的な技術の具体化に向けて、段階的に進められる。2010年までの研究開発の目的は、革新的技術の採否判断である。原子炉の開発を推進するため、プロジェクトのガバナンスが構築された。さらに、幾つかの研究開発は、GNEP, GIF, INPROといった国際協力の枠組みを用いて効率的に進められる。

論文

FBRサイクルの実用化を目指して,1

長沖 吉弘; 名倉 文則; 阪口 友祥; 川崎 弘嗣; 菊地 晋

日本原子力学会誌, 50(9), p.551 - 556, 2008/09

FBRサイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)が2006年から進められている。本研究では、2015年に実証施設及び実用施設の概念設計を提示するため、FBRサイクルの革新的技術にかかわる設計研究と試験研究が進められている。そして、その成果は2025年からの実証炉の運転開始につなげられる。研究開発は、高い性能を発揮するFBRサイクルに必須の革新的な技術の具体化に向けて、段階的に進められる。2010年までの研究開発の目的は、革新的技術の採否判断である。原子炉の開発を推進するため、プロジェクトのガバナンスが構築された。さらに、幾つかの研究開発は、GNEP, GIF, INPROといった国際協力の枠組みを用いて効率的に進められる。

論文

高速実験炉「常陽」臨界30周年記念報告会及び技術講演会

仲井 悟; 青山 卓史; 伊藤 主税; 山本 雅也; 飯島 稔; 長沖 吉弘; 小林 淳子; 小野田 雄一; 大釜 和也; 上羽 智之; et al.

高速実験炉「常陽」臨界30周年記念報告会及び技術講演会, 154 Pages, 2008/06

「常陽」臨界30周年を機に、平成19年6月6日、約600人の参加を得て技術講演会, 記念報告会, 施設見学会等を開催した。技術講演会では、日仏米3か国の原子力開発の現状と今後の高速増殖炉開発における「常陽」への期待が表明された。また、記念報告会では、来賓からご祝辞をいただくとともに、ランドマーク賞授与式、神津カンナ氏の講演、地域との共生への取り組みに関する地元大洗町及び原子力機構の報告などがなされた。

論文

高速増殖炉サイクルの技術開発

佐賀山 豊; 長沖 吉弘

日本原子力学会誌, 50(6), p.363 - 367, 2008/06

日本原子力研究開発機構では、国家基幹技術である高速増殖炉サイクルの主概念であるナトリウム冷却高速炉(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の開発に資源を集中し、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)として、その実用化に向けた研究開発を行っている。FaCTプロジェクトでは、2010年に革新的な技術の採否判断を行い、2015年にはFBRサイクルの実用施設及び実証施設の概念設計並びに実用化に至るまでの研究開発計画を提示する。その成果によって2025年に実証炉が運転開始されるよう、国際協力を活用しながらFaCTプロジェクトを効率的,効果的に進めていく。

論文

マイナーアクチニド・リサイクル研究開発の歴史と現状

長沖 吉弘; 中井 良大

原子力eye, 53(1), p.58 - 61, 2007/01

マイナーアクチニド(MA)リサイクルは、従来、高レベル放射性廃棄物として扱ってきたMAを廃棄物から分離し、MOX燃料に加えて高速炉燃料として利用する技術の一つである。本解説では、MAリサイクルの意義,これまでの研究開発の歴史と現状及び技術開発のポイントについて示した。これ以降、MA含有燃料製造技術開発、「常陽」におけるMA含有燃料照射試験及びマイナーアクチニド含有燃料実用化に向けての今後の展開についてシリーズで解説する。

論文

社会のニーズに適合したFBRサイクルの実用化を目指して-FBRサイクル実用化調査研究の進捗状況-

大野 勝巳; 安藤 将人; 小竹 庄司; 長沖 吉弘; 難波 隆司; 加藤 篤志; 中井 良大; 根岸 仁

日本原子力学会誌, 46(10), 685 Pages, 2004/10

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究への取り組み、フェーズⅡ研究の中間成果および今後の計画などを報告する。具体的には、開発目標の設定、FBR炉システムに関する研究成果、燃料サイクルシステムに関する研究成果、炉と燃料サイクルを組み合わせた概念の検討結果、今後の研究の進め方などについて概説する。

論文

PROSPECTS AND PROGRESS STATUS OF THE ADVANCED FUEL CYCLE SYSTEM IN JAPAN

難波 隆司; 長沖 吉弘; 佐賀山 豊

ATALANTE 2004 Advances for future nuclear fuel cyc, 0 Pages, 2004/06

FBRサイクル実用化戦略調査研究において進めている燃料サイクル技術開発のうち、Na冷却高速炉に対応した再処理及び燃料製造のシステム設計や要素技術開発の検討状況を報告する。

論文

Prospects and Progress Status of the Advanced Fuel Cycle System in Japan

難波 隆司; 船坂 英之; 長沖 吉弘; 佐賀山 豊

Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles (CD-ROM), 0 Pages, 2004/00

FBR実用化戦略調査研究フェーズIIの燃料サイクルシステム部分の中間取りまとめの概要を報告する。

論文

Present Status and Prospects in the FR Fuel Cycle System in Japan

中島 靖雄; 船坂 英之; 上塚 敦; 長沖 吉弘

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00

None

論文

Nuclear Proliferation Resistance on Future FBR Cycle System

小島 久雄; 長沖 吉弘

INMM/ESARDA Workshop, 0 Pages, 2000/00

実用化戦略調査研究のフェーズIでは、幅広い選択肢の中から高速炉サイクルの開発目標(安全性、経済性、核不拡散性、資源有効利用、環境負荷低減)を満足する実用化候補概念を抽出する。燃料サイクルシステムの検討では、これまで中心に据えて開発を進めてきた湿式法(PUREX法)を抜本的に見直すことに加え、新たに乾式再処理等の方式を対象に、その技術的成立性を検討している。この検討では、開発目標に照らし、経済性向上のための簡素化だけでなく、核不拡散の観点からプルトニウムを単独で存在させないシステムを念頭に再処理施設、燃料製造施設に係る技術の評価を行っている。

報告書

「常陽」MK-II炉心の燃焼反応度測定・評価

吉田 昌宏; 長沖 吉弘

PNC-TN9410 97-022, 34 Pages, 1997/02

PNC-TN9410-97-022.pdf:1.05MB

「常陽」では、これまで、出力運転中の過剰反応度変化から燃焼係数(積算出力あたりの燃焼欠損反応度)を求め、解析結果との比較によりその予測精度を評価してきた。しかし、燃焼欠損反応度と核データあるいは中性子束計算精度との関係を詳細に評価するためには、上記方法で得られる炉心全体の特性ではなく、燃料集合体個々の燃焼反応度価値を測定・解析し、その予測精度と集合体の燃焼度や装荷位置の関係を明らかにする必要がある。このため、MK-II炉心を用いて燃焼反応度価値詳細測定試験を行い、個々の集合体の燃焼に伴う反応度の低下を測定した。試験では、燃焼度の異なる燃料集合体の置換反応度を測定することにより、集合体1体毎の燃焼反応度価値を評価した。燃料置換は燃焼初期(集合体平均燃焼度約1GWd/t)と寿命中期(約37GWd/t)及び燃焼初期と寿命末期(約62GWd/t)の2パターントし、測定位置は炉中心(第0列)、燃料領域中間(第2列)及び燃料/反射体境界(第4列)の3箇所とした。本試験により、集合体単位の燃焼反応度価値の燃焼度及び測定位置依存性を明らかにするとともに、運転監視コードシステム(MAGI)による計算結果との比較を行い、炉心管理上の燃焼係数予測精度を詳細に把握した。主な結果を以下に示す。(1)第0列の燃焼反応度測定結果は、燃焼初期から寿命中期までの燃焼で-0.19(%$$Delta$$k/kk')、燃焼末期までの燃焼で-0.28(%$$Delta$$k/kk')であった。(2) 燃焼反応度価値の径方向分布は、2つの燃焼パターンでほぼ一致し、第0列で規格化した時、第2列は0.67、第4列は0.28となった。(3)第0列と第2列の燃焼反応度価値の(MAGI)によるC/E値は良く一致し、燃焼初期から寿命中期までの燃焼で1.03$$sim$$1.05、燃焼末期までの燃焼で0.94$$sim$$0.95であった。また、反射体と隣接する第4列のC/E値は他2箇所と比較して5$$sim$$7%高くなる傾向が見られた。 C/E値の燃焼度依存性に関しては、現在、測定に用いた燃料集合体のPIEを実施中であり、その結果に基づき詳細な評価を行う予定である。

口頭

Preparation for dismantling Monju

長沖 吉弘

no journal, , 

2016年に政府はもんじゅプロジェクトの継続を断念し、廃止措置へ舵を切った。

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