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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

核燃料施設の安全とリスク評価; 潜在的なリスクレベルに応じた対応の必要性

吉田 一雄

エネルギーレビュー, 40(4), p.19 - 20, 2020/03

核燃料施設では、様々な事故が想定される。このようなリスクの特徴を踏まえ、我が国ではリスク情報の活用に向けてリスク評価手法及び評価のために必要な基礎的データの整備が積極的に進められてきた。リスク評価の実施基準では、リスクのレベルに応じた詳細さの評価を行う「Graded Approach」の考え方に基づき、比較的簡略な手法による「概略的なリスク評価」と、発電炉のPRAに準じた「詳細なリスク評価」の組み合わせが採用されている。核燃料施設の事故は発電炉に比べると公衆への影響としては比較的小さいと考えられ、リスク情報は安全設備の設計や運転管理の計画を支援するために使われるべきものと考える。英国,米国において核燃料施設のリスク評価は、安全対策に抜け落ちや弱点がないか確認すること等を目的として利用されている。我が国の規制でのリスク情報の活用として安全性向上評価の実施が求められている。さらに検査制度の見直しも進められている。今後は、安全を確保する上でリスク評価の意義が正しく理解され実務の中に定着していくことが重要であり、安全性向上や新検査制度での活用をうまく進めることが、その鍵になると考えられる。

論文

次世代原子力システムへの挑戦; 酸化物分散強化型フェライト鋼開発の取り組み

大塚 智史; 皆藤 威二

エネルギーレビュー, 39(1), p.44 - 46, 2019/01

高速炉等の次世代原子力システムの高性能化のため、高温で多量の高エネルギー中性子照射を受ける過酷環境下での使用に耐え得る先進的な材料の開発が期待されている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、将来の高速炉の長寿命燃料被覆管として酸化物分散強化型(ODS: Oxide Dispersion Strengthened)フェライト鋼の開発を進めてきた。ODSフェライト鋼を高速炉被覆管に適用することで、燃料寿命を従来材の2倍以上に延ばし、燃料交換回数および燃料費を大幅に低減することができる。また、発電効率向上に有効なプラントの高温化が可能となる。本稿では、数10年来、JAEAが世界をリードし続けてきたNa冷却型高速炉燃料用ODSフェライト鋼被覆管の研究開発について紹介する。

論文

日米協力を促進する原子力協定; 7月に30年期限を迎え自動延長

須田 一則

エネルギーレビュー, 38(10), p.38 - 41, 2018/09

日本は原子力の研究開発, 利用及び協力を実施する上で、原子力技術の保有国,資源国及びこれから原子力発電を実施する国と二国間原子力協力協定を締結してきている。その根幹となる日米原子力協力協定について、事業者の観点から、協力の起点となった1955年協定から現協定に至る変遷、米国の原子力・核不拡散政策、米国の核不拡散強化が日本に与えた影響の例として東海再処理交渉を取り上げるとともに、長年にわたる原子力の平和利用に係る政府、事業者の協力やその意義について紹介する。

論文

福島県内の原子力機構の研究施設

吉川 英樹

エネルギーレビュー, 37(10), p.13 - 14, 2017/10

福島第一原子力発電所の事故直後からの原子力機構の活動を紹介するとともに、福島県内に設置された原子力機構の研究開発施設を紹介する。

論文

三春町、南相馬市; 福島環境安全センター三春施設・南相馬施設の取り組み

菖蒲 信博

エネルギーレビュー, 37(10), p.21 - 22, 2017/10

福島第一原子力発電所の事故以降、原子力機構は福島の環境回復のための研究開発を行ってきた。ここでは、福島環境安全センターにおける主な取組として、放射線モニタリング・マッピング技術開発、放射性セシウムの長期環境動態研究、除染・減容技術の高度化に向けた技術開発等について紹介する。

論文

楢葉町; 楢葉遠隔技術開発センターの取り組み

荒川 了紀

エネルギーレビュー, 37(10), p.17 - 18, 2017/10

楢葉遠隔技術開発センターは、2013年に福島県楢葉町に設立された。本稿では、設備、研究開発、施設利用について紹介する。

論文

大熊分析・研究センターの取り組み

宮地 茂彦

エネルギーレビュー, 37(10), p.19 - 20, 2017/09

原子力機構では福島第一原子力発電所(以下、1Fという)の廃炉に向けた取り組みの一環として、1Fの隣接地に大熊分析・研究センターを建設している。本センターは3施設からなり、事務棟である施設管理等と、ホット試料を取り扱う第1棟および第2棟からなる。本施設によるホット試料の分析においては、1Fの廃炉に係る解体のための情報や、瓦礫や高線量試料、燃料デブリの取出しや処分の方法の確立に必要な情報を提供する。

論文

J-PARC核変換実験施設計画と世界の情勢

前川 藤夫; 佐々 敏信

エネルギーレビュー, 37(9), p.15 - 18, 2017/08

放射性廃棄物の低減を目指す加速器核変換駆動システム(ADS)の開発に向けて、J-PARC核変換実験施設計画、および世界のADS開発の情勢について紹介する。

論文

原子力機構における研究開発

辻本 和文

エネルギーレビュー, 37(9), p.11 - 14, 2017/08

加速器駆動システム(ADS)は、加速器と未臨界炉を組み合わせたシステムであり、高レベル放射性廃棄物に含まれるマイナーアクチノイドを効果的に変換することを目的としている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ADSに関する様々な研究開発を実施している。本稿では、核変換システムとしてのADSの概要を述べるとともに、JAEAで実施中のADS関連研究開発の状況と今後の計画について紹介する。

論文

放射性廃棄物はどこまで減るか

西原 健司

エネルギーレビュー, 37(9), p.7 - 10, 2017/08

本稿で紹介する加速器による放射性廃棄物の低減技術は地層処分の負担を軽減することを目指す技術であり、実現すれば廃棄物の量そのものを減らすと共に閉じ込めるべき期間を数百年程度に短縮し、廃棄物処分の概念を一新できる可能性を秘めている。

論文

高速炉の炉心安全性試験EAGLEプロジェクト; カザフスタンとの研究協力

神山 健司; 佐藤 一憲; 久保 重信

エネルギーレビュー, 36(11), p.46 - 49, 2016/11

日本原子力研究開発機構がカザフスタン共和国国立原子力センターとの研究協力として実施してきたナトリウム冷却高速炉の炉心安全を対象とした試験研究EAGLEプロジェクトについて、研究の経緯、概要、これまでの実施状況と成果について紹介する。

論文

日本を背負う科学技術への期待; 原子力利用の課題解決と高度利用へ

大井川 宏之

エネルギーレビュー, 36(10), p.10 - 11, 2016/10

原子力機構は、原子力に係る諸問題の解決や、より高度な原子力利用の可能性開拓を目指し、福島第一原子力発電所事故への対処、原子力の安全性の向上、高速炉技術と核燃料サイクルの確立、原子力のバックエンド対策、基礎基盤研究と人材育成など、幅広い原子力の研究開発に取り組んでいる。今後、他の国立研究開発法人, 大学, 企業等との連携を強化しつつ、我が国全体としての成果の最大化を図り、日本発のイノベーション創出に貢献していきたい。

論文

放射性物質移行挙動

日高 昭秀

エネルギーレビュー, 35(9), p.20 - 24, 2015/09

原子炉が運転されると、核燃料物質であるウランやプルトニウムなどが核分裂して核分裂生成物が燃料棒中に蓄積される。炉心が溶融するようなシビアアクシデント時には、核分裂生成物を含む放射性物質が燃料から多量に放出され、原子炉冷却系内や格納容器内を移行し、格納容器が損傷または隔離機能が損なわれた場合には大気中へ放出される。放射性物質は、その間、壁などへの凝縮、重力沈降のような自然現象または格納容器スプレイのような工学的安全設備によって除去される。以上のような様々な過程を経て、環境中に放出される放射性物質の種類と量、放出のタイミングをソースタームと呼ぶ。放射性物質の移行・沈着挙動は、機構論的には、ガス状の放射性物質の付着/蒸発、エアロゾル状の放射性物質の沈着、エアロゾルの成長、工学的安全設備による放射性物質の除去に分類できる。本報では、シビアアクシデント時の放射性物質の移行・沈着挙動について概説する。

論文

福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた取り組み; 研究拠点を整備中

河村 弘

エネルギーレビュー, 35(3), p.38 - 42, 2015/03

東京電力福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた取り組みとして、中長期ロードマップで示される研究開発の道筋、原子力損害賠償・廃炉等支援機構及び国際廃炉研究開発機構の位置づけ、福島廃炉技術安全研究所での遠隔操作機器・装置開発・実証試験施設の整備、研究開発基盤の強化として廃炉国際共同研究センターの立ち上げ等に関して報告する。

論文

核セキュリティ強化に向けて; 核セキュリティ・サミットのチャレンジと課題

千崎 雅生

エネルギーレビュー, 34(7), p.46 - 49, 2014/07

2014年3月にオランダで第3回核セキュリティサミットが開催された。核セキュリティ強化に向けての過去2回のサミットの成果をレビューし、核テロ等の国内外事例や国際的な核セキュリティ対策について記述する。また、今回のサミットにおける安倍首相ステートメントの概要、サミットの主要な成果、そして今後の課題について解説する。

論文

高レベル廃棄物を減らす超安全炉

深谷 裕司

エネルギーレビュー, 34(6), p.15 - 19, 2014/06

本質的に安全な高温ガス炉を用いた高レベル廃棄物の発生の抑制する研究に関し解説した。高次のMAが毒性として問題となるため、$$^{238}$$U以外の燃料母材を用いた燃料を想定する。候補としては、Th母材燃料高温ガス炉とYSZ-Er母材燃料高温ガス炉がある。Th母材燃料高温ガス炉ではThから発生する$$^{233}$$U, $$^{234}$$Uの毒性の問題があり、再処理が必須であるが、分離変換と同程度の毒性低減の効果が得られる。YSZ-Er母材燃料高温ガス炉では、毒性低減の効果が若干劣るものの、再処理の必要がない。これらの高温ガス炉技術では分離変換よりも少なく単純な工程で毒性の低減ができるため、技術的成立性が高く、二次的な廃棄物の発生の低減も望める。

論文

超安全炉の考え方

岡本 孝司*; 國富 一彦

エネルギーレビュー, 34(6), p.7 - 10, 2014/06

高温ガス炉の安全性を軽水炉との比較によりわかりやすく解説するともに、高温ガス炉開発の現状を紹介した。高温ガス炉では、「止める、冷やす、閉じ込める」の安全機能を追加の安全設備に頼ることなく、物理現象のみよって担保することができる。つまり、本質的に安全性が高く、運転や制御が容易であることが特長である。我が国においては、日本原子力研究開発機構と原子力産業界が、長年、高温ガス炉の技術開発を進め、大洗研究開発センター内に建設した高温工学試験研究炉(HTTR)により、世界をリードする高温ガス炉技術を構築してきた。今後は、日本における安全な原子炉として建設や開発をすすめるとともに、日本の戦略的技術として世界中に輸出していくことも可能である。

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