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論文

次世代炉開発における「もんじゅ」を用いた国際協力

名倉 文則; 一宮 正和; 佐賀山 豊

原子力eye, 56(6), p.20 - 23, 2010/06

各国がFBRサイクル技術の開発をスローダウンしてきた中、日本はエネルギーセキュリティ確保等の観点から、高速実験炉「常陽」を建設・運転し、高速増殖原型炉「もんじゅ」を建設して、FBRと関連燃料サイクルの技術開発を継続してきた。近年、新興国の発展などから、世界的に長期的なエネルギー安全保障,地球環境問題等への対応に関心が集まり、FBRサイクルが再び注目されてきている。今年、14年ぶりに運転を再開した、「もんじゅ」は、西側諸国として稼動する唯一の高速増殖原型炉であり、これらの研究開発の成果は、世界的にも期待されている。このような中、二国間,多国間の国際協力を行うことで、「高速増殖炉の効率的な開発」,「開発リスクの低減」,「世界標準技術の確立」の観点から「もんじゅ」を活用した国際協力を進めている。このような活動を通じて、今後は、「もんじゅ」が国際的な研究開発の拠点としての位置づけを確立し、世界的な貢献を果たせるよう努めていく所存である。

論文

FBRサイクル実用化に向けて; 国家基幹技術として開発推進

永田 敬; 水田 俊治; 名倉 文則

エネルギーレビュー, 29(5), p.11 - 14, 2009/05

高速増殖炉(FBR)は、高速の中性子を利用し、天然ウラン中に99.3%含まれる核分裂しないウラン238を核分裂するプルトニウム239に効率よく変換することでウラン資源の利用効率を飛躍的に高め、消費した以上の燃料を生み出すいわゆる増殖により、1000年規模のエネルギー源になりえると期待されている。エネルギー資源の乏しい我が国において、FBRの開発に取り組むことは、我が国のエネルギー安定供給に大きく貢献するものである。FBRのもう一つの優れた特長は、使用済燃料に含まれる半減期の長い放射性物質(マイナーアクチニド(MA))を効率的に核分裂させ燃料として利用できることである。MAをFBRサイクル内に閉じ込めることで、高レベル放射性廃棄物の発熱量を低減し発電量あたりの発生量を低減できるだけでなく、潜在的な有害度を低減させることが期待されている。このようなFBRサイクルの特長から、国は2006年3月に定めた第三期科学技術基本計画において、FBRサイクル技術を国家基幹技術の一つに指定し、今後我が国の総力をあげて推進することにしている。

論文

次世代原子炉と燃料サイクル研究開発; 実用化に向けたFBRサイクル開発の推進

永田 敬; 一宮 正和; 船坂 英之; 水田 俊治; 名倉 文則

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 51(4), p.234 - 238, 2009/04

高速増殖炉(FBR)サイクルは、限りあるウラン資源を有効利用し地球環境保全にも適合し、持続的な社会を支える枢要技術である。この技術の基盤となる次世代原子炉とサイクル研究開発について、これまでの経緯,開発の現状及び今後の展望について紹介する。

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ATOMO$$Sigma$$, 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。

報告書

工学系モデリング言語としての次世代解析システムの開発,1; 課題および要素技術の調査

横山 賢治; 細貝 広視*; 宇都 成昭; 笠原 直人; 名倉 文則; 大平 正則*; 加藤 雅之*; 石川 真

JNC TN9420 2002-004, 309 Pages, 2002/11

JNC-TN9420-2002-004.pdf:11.4MB

高速炉開発において、解析コードを用いたシミュレーションは、理論、実験を補足するための重要な役割を果たしている。研究開発に対するニーズが多様化し、解析対象がより複雑化している現状では、工学的なモデルや解析手法を柔軟に変更したり、新たなモデルや手法を開発して容易に従来のシステムを拡張したりできることが、解析コードに求められる重要な要素となってきている。また、原子力に関連する技術分野は多肢にわたるため、多くの異なる分野の物理データや工学的モデル・手法を、いかにうまく結合して利用できるようにするかという点に大きな課題がある。本研究では、原子炉の解析で必要となる物理量・解析手法等の工学上のモデリングの概念を、人間・計算機ともに理解できるプログラミング言語、あるいは汎用的な次世代解析システムを開発することを目標とする。この次世代解析システムの新しい概念を、工学系モデリング言語と名づけることとした。本報告書は、この工学系モデリング言語としての次世代解析システムの実現のために利用可能と考えられる最新の計算機技術、ソフトウェア開発技術等を調査した結果をまとめたものである。

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