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報告書

日本-IAEA合同原子力エネルギーマネジメントスクールの概要; 2016年

山口 美佳; 日高 昭秀; 生田 優子; 村上 健太*; 富田 明*; 広瀬 大也*; 渡邉 正則*; 上田 欽一*; 生井澤 賢*; 小野瀬 貴利*; et al.

JAEA-Review 2017-002, 60 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2017-002.pdf:9.41MB

IAEAは、将来原子力エネルギー計画を運営管理するリーダーとなる人材の育成を目的とした原子力エネルギーマネジメントスクールを2010年より世界各国で開催している。原子力機構は、日本原子力人材育成ネットワークの事務局として、同ネットワークに参加している東京大学、日本原子力産業協会及び原子力国際協力センターとともに、2012年よりIAEAと共催という運営形態で上記スクールを日本で継続的に開催している。2016年は、IAEAの専門家を講師とした講義とともに、日本開催の特徴を生かしつつ、日本人専門家の協力を得て、福島第一原子力発電所事故の教訓、日本の原子力分野における経験・技術の紹介などを含む独自性のある講義を提供した。施設見学では、多様な原子力関連施設の見学を福井県及び神戸市で実施した。本スクールの開催を通して、我が国の若手人材の国際化および新規原子力導入国等の人材育成へ貢献することができ、また、我が国とIAEAとの協力関係の促進に資することができた。加えて、関係機関が一体となって協力し合い開催することにより、国内の原子力人材育成ネットワークの協力関係を強化することができた。

論文

高速増殖炉の安全性; 敦賀短期大学「原子力安全学」から

北端 琢也

日本安全学教育研究会誌, 3, p.65 - 71, 2010/08

筆者らは敦賀短期大学において平成15年度から原子力立地県の学生が一市民として原子力に対して健全な判断ができるリテラシーとしての知識を身につけることを目的として「原子力安全学」での講義を行ってきた。本稿は、「原子力安全学」の最終回の講義である「高速増殖炉の安全性」について紹介する。具体的には、高速炉が包含するボイド反応度が正となる可能性,再臨界の可能性などが本質的な安全に対する事項であるが、派生する問題としてナトリウム・水反応,ナトリウム漏えいなどが上げられる。これらの事項について説明しさらにトラブル事例集等、日本原子力研究開発機構が実施しているPA活動を紹介する。

論文

Extrinsic sensors and external signal generator for advanced transparency framework

勝村 聡一郎; 北端 琢也; 入江 勤; 鈴木 美寿; 橋本 裕; 加藤 慶治*

Transactions of the American Nuclear Society, 99(1), P. 780, 2008/11

The "Advanced Transparency Framework" for nuclear fuel cycles has been developed to provide a basis for implementing the framework, including secure and direct monitoring of nuclear operations in real time and to provide a quantitative assessment of diversion risk. For demonstration, prototype software that supports this framework has been developed. This paper will introduce the technical advancements of the installation of extrinsic sensors, an external signal generator for the purpose of the development of the algorithm for the diversion risk calculation.

報告書

Proceedings 4th Tsuruga International Energy Forum

榊原 安英; 池田 博; 横田 淑生; 北端 琢也; 山口 智彦

JNC-TN4200 2004-001, 317 Pages, 2004/08

JNC-TN4200-2004-001.pdf:24.97MB

核燃料サイクル開発機構(以下「サイクル機構」は、平成16年4月26日(月)、27日(火)の両日、福井県若狭湾エネルギー研究センター(福井県敦賀市)において「第4回敦賀国際エネルギーフォーラム」(副題:日本のエネルギー政策と国際協調について)を開催した。

報告書

ふげん廃止措置技術専門委員会 第8回委員会資料集

北端 琢也; 大和 義明; 宝珍 浩仁; 森田 聡

JNC-TN4410 2003-011, 39 Pages, 2003/09

JNC-TN4410-2003-011.pdf:3.14MB

新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」という。)は、新型転換炉原型炉としての運転を平成15年3月29日に終了した。「ふげん」では、平成10年度から、核燃料サイクル開発機構法にもとづき、廃止に伴う措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という。)を実施している。この廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、サイクル機構外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を平成11年12月に設置し、平成11年12月14日に第1回委員会を開催した。同委員会については、平成12年度以降も引き続き設置し、平成15年8月29日に第8回委員会を開催した。本書は、第8回ふげん廃止措置技術専門委員会において配布された資料集であり、"「ふげん」廃止措置の準備状況"、"放射能インベントリ評価の検討状況"、"原子炉本体解体技術の検討状況(その2)"、"原子炉冷却系の系統化学除染計画"についてまとめたものである。

報告書

ふげん廃止措置技術専門委員会第7回委員会資料集

北端 琢也; 下野 公博; 関口 峰生; 松嶌 聡

JNC-TN4410 2003-004, 42 Pages, 2003/03

JNC-TN4410-2003-004.pdf:11.33MB

新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」という。)は、新型転換炉原型炉としての運転を平成15年3月末で終了する。「ふげん」では、平成10年度以来、核燃料サイクル開発機構法にもとづき、廃止に伴う措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という。)を実施している。この廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、サイクル機構外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を平成11年12月に設置し、平成11年12月14日に第1回委員会を開催した。同委員会については、平成12年度以降も引き続き設置し、平成15年2月28日に第7回委員会を開催した。本書は、第7回ふげん廃止措置技術専門委員会において配布された資料集であり、"「ふげん」廃止措置の準備状況"、"運転終了後の設備点検計画"、"原子炉本体解体技術の検討状況"、"重水精製装置Iを用いたトリチウム除去試験計画"についてまとめたものである。

論文

Design and Operating Experience of CECE D$$_{2}$$O Upgrader in Fugen

北端 琢也; 清田 史功; 二宮 龍児*; 泉類 詩郎*; 磯村 昌平*

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (Internet), 1152 Pages, 2003/00

「ふげん」の重水の同位体純度を保つために重水精製装置IIを導入した。同装置は、疎水性白金触媒を利用した気液分離型同位体交換反応ユニットを用いたわが国独自のものであるが、その初号機として設計どおりの性能を示すとともに1987年から2003年まで触媒交換をすることなく安定した運転実績を残した。この実績により、ITERプロジェクトにおけるトリチウム回収システムの候補としても注目されている。本装置の設計、運転実績について報告する。

論文

今後の廃止措置への取り組み

井口 幸弘; 岸和田 勝実; 北端 琢也; 清田 史功; 井口 幸弘; 田尻 剛司

サイクル機構技報, (20), 151 Pages, 2003/00

新型転換炉ふげん発電所では,「新型転換炉ふげん発電所の運転終了後の事業の進め方について」に基づき,廃止措置に必要な技術開発を行うなどの準備を計画的に進めている。技術開発の目的は,「ふげん」の安全かつ合理的な廃止措置の実現に向けて,必要な技術を確立することにある。廃止措置の技術開発は,固有技術(原子炉本体や重水系など「ふげん」固有の設備の解体技術)と既存技術の改良・高度化に分類される。

論文

ふげん発電所におけるトリチウム管理

北村 高一; 北端 琢也; 松嶌 聡

プラズマ・核融合学会誌, 78(12), p.1313 - 1318, 2002/12

ふげん発電所におけるトリチウム内部被ばく線量及びトリチウム放出量は、重水中のトリチウム濃度が年々上昇しているにもかかわらず、今までに実施されてきた設備上の漏洩対策及び作業管理により十分低い値に抑えられている。今回はこれまでに開発・改良を進めてきた測定技術、防護具、作業管理方法等について紹介する。

論文

TWENTY FOUR YEAR'S EXPERIENCE OF WATER CHEMISTRY IN THE FUGEN NUCLEAR POWER STATION

直井 洋介; 北端 琢也; 森田 聡; 高城 久承; 八木 正邦; 新沢 達也

第13回環太平洋原子力会議2002, 0 Pages, 2002/00

原子炉冷却系の応力腐食割れ予防対策として1985年から「ふげん」に水素注入法を適用しSCCは発生を予防している。「ふげん」では還元法による系統化学除染法を開発し、1989年と1990年の定検時に適用して大幅な被ばく低減に成功した。長期的な水素注入の適用によって原子炉冷却系配管の酸化皮膜中のCr濃度が高くなり、開発した還元法による除染法では効果が期待できないため、新たな酸化還元法を開発し1999年と2000年に適用し、大幅な被ばく低減を図った。また、除染後の再汚染を抑制するため亜鉛注入法を1999年から適用して再汚染を大幅に抑制した。

論文

Tritium handling in a 165MW power generating heavy water reactor, Fugen

北端 琢也

Proceedings of 6th International Conference on Tritium Science and Technology (TRITIUM 2001), 3(2), 0 Pages, 2002/00

ふげんの保有重水量は約200トンであるが、重水精製装置を用いて同位体濃度を維持している。また、重水系内のトリチウムは2001年10月現在250MBQ/CM3に達している。このトリチウムを管理するために膜分離式トリチウムモニタ、氷結式空気中とリチウム採取法、スキンダイビングスーツ型トリチウム防護服を開発し、トリチウムの環境への放出や内部被曝を抑制してきた。これらの成果について報告する。

論文

Tritium Handling Experience in 165 MWE Power Generating Station, Fugen

北端 琢也

Fusion Science and Technology, 41(3, Part.2), p.356 - 360, 2001/05

「ふげん」の保有重水は約200Tであるが、「ふげん」で開発された重水精製装置を用いて同位体濃度を維持している。また、「ふげん」の重水系内のトリチウムは2001年10月現在250MBQ・CM3に達しているが、重水精製装置2は劣化重水中のトリチウムを回収できるほか、「ふげん」で開発した膜分離式トリチウムモニタを用いて環境中のnヨkcw濃度変化を迅速に監視することにより、環境への放出や内部被曝を抑制してきた。これらの成果について報告する。

報告書

新型転換炉ふげん発電所 原子炉冷却系系統除染法の開発

川崎 昇*; 中村 孝久*; 北端 琢也*; 他8名*

PNC-TN3410 89-011, 617 Pages, 1989/07

PNC-TN3410-89-011.pdf:18.87MB

新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」と略す)では、運開当時、既に先行軽水炉の状況から、運転経過とともに原子炉冷却系の機器・配管に放射性腐食生成物(以下「クラッド」と略す)が蓄積し、線量当量率の上昇が予測された。そのため系統の化学除染(以下「系統除線」と略す)がいずれ必要になることも考慮して、情報の収集に当り、昭和55年に国内外の化学除染技術の公開情報をまとめ、「ふげん」に最適な除染剤について選定・評価してきた。除染剤の選定・評価するための検討項目は、除染性能、構成材健全性への影響、廃液処理性、施工性等種々あるが、できる限りの検討を加え、最終的に国産品の希薄液除染剤であるクリデコン203を選定した。選定以後、約8年をかけて上記項目に対するクリデコン203の基礎データを確認するとともに、実機熱交換器等の除染実証試験を行い、系統除染への適用の見通しを得た。一方、平成元年7月中旬より実施する「ふげん」の第8回定期検査では、原子炉再循環ポンプの分解点検、応力腐食割れ(以下「SCC」と略す)予防対策のための原子炉再循環系下部へッダ部分取替工事等、原子炉建屋内高線量当量率下での作業を計画している。これらの作業を含めた定期検査時の総線量当量は、これまで以上に増大することが予測され、効果的な被ばく低減策の実施が必要な状況にあることから、第8回定期検査時には、2系統ある原子炉冷却系統のうち主要な点検・工事の対象となるA側の片ループについて系統除染を行い、作業被ばくの低減化を図る計画を立てた。この系統除染を実施するに当り、動燃事業団は、科学技術庁に対し系統除染計画の説明を行い、当該計画の妥当性の確認を行った。これに対し、科学技術庁原子炉安全局原子炉規制課は、化学除染、金属材料、金属腐食・水化学等の専門家からなる「原子炉安全技術顧問ふげん発電所化学除染ワーキンググループ」(以下「顧問会」という)を3回開催し、除染の有効性、材料健全性、除染作業の安全性、材料健全性確認追跡調査の妥当性等について諮問を行った。その結果、「ふげん」の系統除染計画の妥当性は確認され、当該計画は了承された。本資料は、動燃事業団がこれまで行ってきた「ふげん」の系統除染に係る研究開発結果及び系統除染計画検討結果を上記顧問会用資料として新たにまとめたものである。また、合わせて上記顧問会における質問事項の回答資料等を添付

報告書

Experience with hydrogen addition water chemistry in the Fugen nuclear power station

北端 琢也*; 上田 司穂*; 高橋 秀孝; Kanesaki, Takuno*; 岩井 正樹*

PNC-TN3410 88-011, 22 Pages, 1988/04

PNC-TN3410-88-011.pdf:0.43MB

None

報告書

Experience of water chemistry in HWR

桜井 直行*; 北端 琢也*

PNC-TN341 83-15, 18 Pages, 1983/10

PNC-TN341-83-15.pdf:0.45MB

None

論文

新型転換炉ふげん発電所の化学管理(管理技術6)

桜井 直行; 北端 琢也; 塚本 裕一; 大久保 成史郎

動燃技報, 58 Pages, 

None

論文

新型転換炉ふげん発電所の化学管理

牧野 功; 桜井 直行; 北端 琢也

保健物理, 19(3), 239 Pages, 

None

口頭

A Demonstration of advanced nuclear fuel cycle transparency concepts

井上 尚子; 入江 勤; 北端 琢也; Rochau, G.*; York, D.*; Mendez, C.*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構(JAEA)と米国サンディア国立研究所(SNL)は将来の燃料サイクル施設の透明性を担保するための「透明性フレームワークコンセプト」の開発を共同で実施している。2005年に両組織は当該コンセプトのデモンストレーションを実施する共同研究に着手した。先進燃料サイクルの透明性フレームワークコンセプトは、取扱が自動化された原子力施設において、運転パラメータや放射線測定データ等の信号に基づき、核物質や技術の安全性と核拡散性リスクをリアルタイムに計算,評価するものである。本コンセプトのデモンストレーションのために、JAEA敦賀本部原子力国際情報訓練センター(ITC)にある高速増殖原型炉「もんじゅ」燃料取扱施設の訓練用模型に着目した。「もんじゅ」は操作が自動化された施設であり、模型はもんじゅの燃料取扱プロセスを再現している。本コンセプトは核物質と技術の安全と合法的に利用されていることを証明する効率的な透明性システムとして展開すことが期待でき、IAEAと国、あるいは国際社会において将来の燃料サイクルシステムの透明性確保に寄与すると考えられる。本発表は、このコンセプト,研究計画の実施,デモンストレーションプロジェクトの進捗状況について述べる。

口頭

もんじゅを利用した透明性フレームワーク概念の検討; もんじゅ燃料取扱模型を使用したデモンストレーション研究

北端 琢也; 井上 尚子; 入江 勤; Rochau, G.*; Cleary, V.*; York, D.*

no journal, , 

高速増殖原型炉もんじゅの燃料取り扱いモデル装置の運転信号を米国サンディア研究所に転送して、モデル装置における核拡散抵抗性をリスク評価手法等を用いて評価する「透明性フレームワーク」試験システムを製作し、将来の原子力施設への適用可能性を検討した。

口頭

もんじゅ燃料取扱模型を使用した透明性フレームワーク概念研究

勝村 聡一郎; 鈴木 美寿; 橋本 裕; 井上 尚子; 北端 琢也; 入江 勤; Rochau, G.*; Cleary, V.*; McMcfadden, K.*; Mendez, C.*

no journal, , 

原子力施設の運転時の核拡散抵抗性をリスク評価手法等を用いて評価する「透明性フレームワーク」の試験システムの開発を行ってきた。試験システムでは高速増殖原型炉もんじゅの燃料取扱模型装置の運転信号を用いリスク評価手法の開発を行ってきた。今回新たに模型の運転制御プログラムと運転信号の調査を行い、Extrinsic Sensorと外部信号発生装置及びシーケンサーを模型に設置した。試験システムでは「もんじゅ」の燃料取扱模型の運転データをリアルタイムに受信し、転用リスクを評価する見通しが立った。模型のIntrinsic Sensor及びExtrinsic Sensorと外部信号発生器による人工的なデータを活用し、予測データと観測データ間の解析を行うことができるようになった。今後さらに客観的なリスク評価手法の開発を行う予定である。

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