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論文

Cs含有微粒子はいかに生成したか?; 学際研究者の推理

日高 昭秀

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(9), p.679 - 680, 2021/09

福島第一原子力発電所事故時に放出されたタイプA難溶性Cs含有微粒子(以下、Cs微粒子)の生成機構について、様々な議論がなされてきた。筆者は、3号機の非常用ガス処理系のHEPAフィルタが水素爆発時に溶融して微粒化により生成したと考えてきたが、2020年11月に同フィルタ室が解体され、その是非がまさに確認されようとしている。本稿では、筆者が考える生成機構について紹介するとともに、現在、原子力規制委員会で行われている福島事故の分析に係る検討会で、まもなく明らかになる同フィルタの解析結果に対する期待を述べる。筆者の仮説が正しいとした場合、Cs微粒子の生成は、まさに原子炉側と環境側の学際領域で起きており、生成機構解明が遅れた一因となったと考える。Cs微粒子の生成を防ぐためには、水素爆発の防止はもちろん、HEPAフィルタに対して何らかの燃焼防止対策を講じることが望まれ、それによって原子力発電所の安全性がさらに向上することが期待される。

論文

多様な原子燃料の概念と基礎設計,5; 高温ガス炉と溶融塩炉の燃料

植田 祥平; 佐々木 孔英; 有田 裕二*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(8), p.615 - 620, 2021/08

日本原子力学会誌の連載講座「多様な原子燃料の概念と基礎設計」の第5回として「高温ガス炉と溶融塩炉の燃料」の題目で解説を行う。高温ガス炉の燃料である被覆燃料粒子は、高温ガス炉の高温の熱供給や優れた固有の安全性を支える鍵となる技術の一つである。本稿では高温ガス炉燃料の設計,製造技術,照射性能,実用化並びに高度化開発について述べる。一方、溶融塩炉で用いる溶融塩燃料は燃料自体が液体という特殊なものである。安全性や事故時の環境への影響など優れた性能が期待されているが、まだまだ明らかにすべき課題も多い。その現状について概説する。

論文

ウラン廃棄物処分における人文・社会科学的検討の必要性

保田 浩志*; 麓 弘道*; 齋藤 龍郎

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(8), p.610 - 614, 2021/08

自然起源の放射性核種であるウラン及びその子孫核種によって汚染されたもの、いわゆる「ウラン廃棄物」の取扱いについては、近年原子力規制委員会等において自然科学や安全工学等の知見に基づき集中的な審議が行われ、令和3(2021)年3月現在、一定の方針が示されている。一方、筆者らは、将来世代に相当の負担をもたらし得るウラン廃棄物の処分にあたっては、これまで行われてきたような理工学的視点の検討だけでなく、人文・社会科学的視点からの考察が必要であると考え、関連する分野の専門家を交えた議論を進めてきた。本報では、そうした考えをもたらした背景や今後予定している議論の方向性等について紹介する。

論文

廃炉技術の研究開発の進捗; 成果と課題

野田 耕一

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(7), p.536 - 540, 2021/07

東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(以下、1F)の事故から10年が経過した。1Fの廃炉は世界がまだ経験したことがない困難な取組みであり、当初から廃炉作業とともに各種研究開発、技術開発が必要であるとされ、実際に、国をはじめ各機関においてそのための取組みも行われてきた。これまでの1F廃炉技術の研究開発の取組みと主な成果を踏まえ、研究開発の進捗と廃炉への貢献について概説するとともに、今後取組むべき課題について紹介する。

論文

熱流動とリスク評価,1; リスク評価における熱流動解析の役割

丸山 結; 吉田 一雄

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(7), p.517 - 522, 2021/07

確率論的リスク評価(PRA)は合理的かつ定量的にリスクを評価する強力な手法である。しかしながら、PRAを実践しつつ、得られた結果を分析し、様々な意思決定に活用する上では、多様な分野の専門的な知識や技術,経験を必要とする。原子力施設のリスク評価においては、シビアアクシデントに至る過程やその進展を評価することが不可欠であり、それらに強く関連する熱流動は、PRAにおける重要な専門分野の一つである。本稿では、軽水炉のレベル2PRAにおけるソースターム評価及び再処理施設のシビアアクシデント時ソースターム評価を中心に、リスク評価における熱流動解析の役割について概説する。

論文

多様な原子燃料の概念と基礎設計,4; 高速炉用金属燃料とADS用窒化物燃料

尾形 孝成*; 高野 公秀

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(7), p.541 - 546, 2021/07

日本原子力学会核燃料部会の活動の一環として、軽水炉燃料及び各種の新型燃料について解説する連載講座を展開している。その第4回として、高速炉用金属燃料(電力中央研究所担当)及びADS用窒化物燃料(原子力科学研究所担当)について、燃料概念と照射挙動及び研究開発状況について解説したものである。

論文

遮へいに関するOECD/NEA積分実験データベースの技術評価グループ活動について

津田 修一

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(5), p.415 - 419, 2021/05

経済協力開発機構原子力局(OECD/NEA)における最近の動向に関する情報を共有することを目的として、筆者が2020年9月まで3年間在籍していた原子力科学課における遮へいに関する積分実験データベースおよびその整備活動について報告する。原子力科学課は、従来の炉物理・核データ分野に加えて、近年は燃料・材料などの分野における情報交換の場として、国際的に重要な役割を果たすとともに、様々な実験データベースを開発している。日本からの参加者は、遮へい分野だけでなく、臨界安全、原子炉物理等のOECD/NEAの実験データベースの整備にこれまで大きく貢献してきた。昨今の原子力実験施設の世界的な閉鎖傾向のため、実験データの保存活動の重要性は増大し、日本の研究者・技術者による一層の貢献が期待されている。本稿では遮へいに関するOECD/NEA実験データベースと、信頼性の高いデータベース整備に不可欠な技術評価グループ活動に関する情報を提供する。

論文

NEAにおける原子力科学、データバンクの活動動向

津田 修一; 須山 賢也*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(3), p.278 - 282, 2021/03

経済協力開発機構原子力局(OECD/NEA)における最近の動向に関する情報を共有することを目的として、各部署の事務局を担当している日本人職員が協力し、日本原子力学会誌アトモスに連載記事を分担して執筆している。筆者が2020年9月までの3年間在籍していた原子力科学課は、従来の炉物理・核データ分野に加えて、近年は燃料・材料などの分野における情報交換の場として、国際的に重要な役割を果たしている。データバンクでは、NEAの各委員会で整備されたデータベース等の管理および配布とともに、利用者のニーズに対する対応や、他委員会との共同活動の強化などを推進している。本稿では原子力科学課およびデータバンクの現状を報告するとともに、我が国関係者の活動にも触れることで、我が国関係者とNEAのさらなる関係の深化に向けた情報を提供する。

論文

研究炉等へのグレーデッドアプローチ適用に係る課題と提言

与能本 泰介; 峯尾 英章; 村山 洋二; 芳原 新也*; 中島 健*; 中塚 亨; 上坂 充*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(1), p.73 - 77, 2021/01

研究炉等が長期にわたり運転を停止していることは原子力人材の育成等に大きな影響を与えている。本報告ではグレーデッドアプローチを適用した適切な規制対応方法を整備し実践するための課題を分析し抽出するとともに、解決のための取組みを関係組織に提言する。

論文

原子力安全にかかるパンデミックの国内外の現状と課題

小林 哲朗*; 高田 孝; 成宮 祥介*; 飯田 晋*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(1), p.50 - 54, 2021/01

2019年12月以降、中国湖北省武漢市を中心に発生した新型コロナウィルス感染症COVID-19は、翌年急激にパンデミック(感染症の世界的な大流行)に発展し、世界の人的・経済的・社会的な影響は極めて大きなものとなっている。そこで本稿では、パンデミックに対する原子力施設の安全について、国内外の医療以外の措置の現状と課題を解説する。

論文

福島第一原子力発電所廃炉作業環境における遠隔放射線イメージング技術の開発と実証; 統合型放射線イメージングシステムiRISの構築

佐藤 優樹; 寺阪 祐太; 鳥居 建男

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 62(11), p.645 - 649, 2020/11

東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉作業を円滑に進めるにあたり、作業環境に飛散・沈着した放射性物質の分布を「見える化」して把握することは、作業者の被ばく線量の低減や詳細な作業計画の立案を行う上で重要である。ここではわれわれが福島第一原子力発電所やその周辺で行なってきた放射線イメージング技術の開発及び現場における実証例を紹介する。

論文

緊急時海洋環境放射能評価システムの開発; 海洋拡散の迅速な予測を可能に

小林 卓也; 川村 英之; 上平 雄基

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 62(11), p.635 - 639, 2020/11

原子力事故により海洋へ放出される放射性物質の移行過程を予測することは、近年原子力施設の立地が進む東アジア諸国の周辺海域において重要なことである。原子力機構は、放射性物質の海洋拡散モデルを基盤とした緊急時海洋環境放射能評価システムを開発した。本システムは、海象予測オンラインデータを活用して、東アジア諸国の周辺海域における放射性物質の海洋拡散を迅速に予測するものである。これまでに、システムで実行される海洋拡散予測の精度を定量的に評価するとともに、アンサンブル予測手法を導入することで予測精度が向上することを示した。さらに、領域海洋モデリングシステムを用いて沿岸域を対象とした高分解能モデルを導入する等、システムの高度化を継続している。

論文

最先端の研究開発,日本原子力研究開発機構,6; 廃止措置と廃棄物の処理処分を目指して,1; 低レベル放射性廃棄物の処理処分とウラン鉱山閉山措置に関する技術開発

辻 智之; 杉杖 典岳; 佐藤 史紀; 松島 怜達; 片岡 頌治; 岡田 翔太; 佐々木 紀樹; 井上 準也

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 62(11), p.658 - 663, 2020/11

日本原子力研究開発機構ではバックエンド関連の研究・技術開発として、原子力施設の廃止措置や安全で環境負荷低減につながる低レベル放射性廃棄物の処理処分技術開発と、地層処分の基盤的研究開発を進めてきた。これらバックエンドに関する原子力機構の研究・技術開発のうち、原子力施設の廃止措置や低レベル放射性廃棄物の処理処分技術開発の最前線を紹介する。

論文

燃料挙動解析コードFEMAXI-8の開発と公開; 信頼性向上と燃料分野での利用拡大に向けて

宇田川 豊

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 62(10), p.555 - 559, 2020/10

核燃料や燃料被覆管のふるまいに係る研究で得られた知見やデータは、燃料挙動解析コードにモデルとして集約され、燃料設計や安全評価に活用されている。著者らは、国産/公開の燃料挙動解析コードとして産官学で広く利用されてきたFEMAXIの最新バージョンFEMAXI-8を開発した。FPガス移行挙動モデル等のモデル高度化および機能拡充を進めるとともに、燃料分野における産官学の研究開発をより強力にサポートする技術基盤とすべく、体系的検証による性能評価を経て、一定の信頼性が確認された標準モデルセットを提供した。2019年3月の公開に至るまでの取組みを概説する。

論文

最先端の研究開発,日本原子力研究開発機構,5; 高温ガス炉システムの実用化をめざして

峯尾 英章; 西原 哲夫; 大橋 弘史; 後藤 実; 佐藤 博之; 竹上 弘彰

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 62(9), p.504 - 508, 2020/09

高温ガス炉は、ヘリウムガス冷却,黒鉛減速の熱中性子炉で、優れた固有の安全性を有しており、発電のみならず、水素製造などの多様な熱利用に用いることができる。このため、我が国のみならず、海外においても温室効果ガス削減に有効な技術として期待されている。本稿では、ガスタービン発電や水素製造などの熱利用施設と高温ガス炉で構成される高温ガス炉システムの実用化に向け、原子力機構が取り組んでいる技術開発の最前線を紹介する。

論文

核セキュリティ入門,3; 核セキュリティのための核物質検知技術

高橋 佳之*; 小泉 光生

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 62(8), p.452 - 456, 2020/08

本稿は、日本原子力学会誌の連載口座「核セキュリティ入門」に「核セキュリティのための核検知技術」という題名で、不法な核物質移転を検知するための技術開発について解説した記事の1章として寄稿するものである。解説記事では、原子力機構が文部科学省「核セキュリティ強化等推進事業費補助金」の一環として進めている技術開発のうち、レーザー・コンプトン散乱ガンマ線をプローブとした原子核共鳴蛍光散乱(Nuclear Resonance Fluorescence: NRF)による核検知・測定技術開発を紹介した。このNRF技術は、核種特有のガンマ線吸収・放出を用いるため、核種を選択的に測定することができる。また、高エネルギーのガンマ線を使用するので貫通力が高く、粒子放出の閾値以下のガンマ線エネルギーを使用するので、照射による放射化がほとんどないという点に特徴がある。この技術を用いた遮蔽物中に隠ぺいされている核物質を検知する技術を提案し、その実証実験を進めている。

論文

最先端の研究開発,日本原子力研究開発機構,4; 今こそ、高速炉の話; 持続性あるエネルギー供給へ

根岸 仁; 上出 英樹; 前田 誠一郎; 中村 博文; 安部 智之

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 62(8), p.438 - 441, 2020/08

「もんじゅ」は2018年4月に廃止措置段階に移行した。わが国初めてのナトリウム炉の廃止措置であり、約30年をかけて進める大事業である。「もんじゅ」では設計や開発,製作,建設および40%出力運転などの50年にわたる活動を通じて膨大で多岐にわたる技術成果を得てきた。これまでに蓄積された知見・技術を決して散逸させることなく、今後の高速炉の実用化に向けた研究開発に確実に活用していくことが必要である。

論文

よくわかるPRA; うまくリスクを使えるために,3; 外部ハザードについて考えるべきこと

高田 孝*; 山野 秀将; 成宮 祥介*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 62(8), p.448 - 451, 2020/08

外部ハザードについて、リスク評価におけるハザードの選定や評価として適用されるリスク分析について概説するとともに、一例として火山降灰ハザード評価について示している。また、リスク評価の目的は原子力施設の安全性の確保や向上であり、外部ハザードのリスク評価から得られた情報を用いたリスク対処に対するプロセスについても考察を行った。

論文

よくわかるPRA; うまくリスクを使えるために,1; 確率論的リスク評価の技術課題

丸山 結; 喜多 利亘*; 倉本 孝弘*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 62(6), p.328 - 333, 2020/06

発電用原子炉施設, 核燃料施設などの原子力関連施設の安全確保において、確率論的リスク評価(PRA)が重要な役割を担っている。PRAより得られる様々な知見や情報が原子力関連施設の運用に関する意思決定に有用であり、自主的安全性向上活動、新検査制度などにおいて、PRAより得られるリスクの活用もなされている。一方で、PRAの評価技術についても、日本原子力学会標準委員会において、PRA手法を中心とした標準(実施基準)の整備を行うなど段階的に進展している。こういった背景の中で、「よくわかるPRA; うまくリスクを使えるために」と題する連載講座を本稿から7回にわたって開講する。第1回は、原子炉施設及び核燃料施設を対象に、内的事象及び外的事象、レベル1, レベル2及びレベル3、各運転状態(通常運転時や停止時)に対するPRAについて、技術の現状及び応用例、今後の技術課題や研究・開発の方向性について概説する。

論文

核セキュリティ入門,2; 核セキュリティ強化に向けた取組み

須田 一則; 木村 隆志

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 62(6), p.334 - 338, 2020/06

潜在的な核テロへの懸念が増大している中、国際的に核セキュリティ強化に向けて議論が行われている。今回の連載講座では、核セキュリティ強化に向けた国際社会の取組みと、日本の核セキュリティに係る条約及びIAEAによる勧告の国内法への反映について解説する。

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