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論文

燃料安全研究国際会議(Fuel Safety Research Meeting)2018

谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹

核燃料, (54-1), p.16 - 19, 2019/03

日本原子力研究開発機構(JAEA)は、国内外の専門家との間で軽水炉燃料の安全性に係る情報交換や議論を目的とした国際会議「燃料安全研究国際会議(Fuel Safety Research Meeting: FSRM)」を開催している。本報は、2018年10月30-31日に茨城県水戸市で開催した、FSRM2018の概要について述べたものである。

論文

平成29年度核燃料部会賞(学会講演賞)を受賞して,1

成川 隆文

核燃料, (53-2), P. 5, 2018/08

日本原子力学会2017年秋の大会における発表「非照射ジルカロイ-4被覆管のLOCA時破断限界の不確かさ評価」が評価され、同学会の平成29年度核燃料部会賞(学会講演賞)を受賞した。今回の受賞に関する所感を同部会報に寄稿する。

論文

仏国CEAカダラッシュ研究所での研究活動について

三輪 周平

核燃料, (50-2), p.19 - 20, 2015/06

2014年10月からの1年間、仏国CEAカダラッシュ研究所に駐在した。この駐在では、シビアアクシデント時における破損燃料からの核分裂生成物放出挙動に関するCEAとの研究協力を通じて、有意義で充実した研究活動を送ることができ、海外専門家との人的ネットワークを広げることができた。

論文

重大事故への対策

玉置 等史

テキスト「核燃料サイクル」(インターネット), 3 Pages, 2014/12

改正原子炉等規制法では、設計基準事故より厳しい条件で発生する事故を「重大事故」と定義し、重大事故への対策は、発電用原子炉施設のみを対象とするのではなく、再処理施設や加工施設等にも適用される。本報は、テキスト「核燃料サイクル」の「1-5 重大事故への対策」として、再処理施設及び加工施設での新規制体系における重大事故への対策の考え方等について概説する。

論文

高速炉用燃料及びガス炉用燃料

武内 健太郎

テキスト「核燃料サイクル」(インターネット), 4 Pages, 2013/02

高速炉用燃料及びガス炉用燃料について、燃料の特徴、製造・加工方法及び技術開発の今後の方向性についてテキストとしてまとめた。

論文

福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた研究開発; 日本原子力研究開発機構原子力科学研究所における取り組み

湊 和生

核燃料, (48-1), p.27 - 30, 2012/12

原子力機構は、平成24年4月1日から、原子力科学研究所(原科研),核燃料サイクル工学研究所(核サ研)、及び大洗研究開発センター(大洗研)に、それぞれ福島技術開発特別チームを設置し、福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた研究開発・技術開発を福島技術開発特別チームの下で一体的に実施している。原科研福島技術開発特別チームでは、使用済燃料プール燃料取り出しにかかわる研究開発、燃料デブリ取り出し準備にかかわる研究開発、及び放射性廃棄物処理・処分にかかわる研究開発において、個別プロジェクトにかかわる研究開発・技術開発に取り組んでいる。核燃料関連の研究開発、技術開発は、おもに事故進展解析技術の高度化による炉内状況の把握、模擬デブリを用いた特性の把握において実施している。

論文

世界のウラン資源とわが国のウラン調達、ウラン探鉱, 採鉱, 製錬

天本 一平

テキスト「核燃料サイクル」(インターネット), 10 Pages, 2012/12

核燃料サイクルのうち、「世界のウラン資源とわが国のウラン調達」、及び「ウラン探鉱, 採鉱, 製錬」についての解説を行っている。すなわち、「世界のウラン資源と我が国のウラン調達」は、まず、資源としてのウラン、及びその開発の進め方について説明し、次にウラン資源を供給源別に分類する方法を記している。さらに、世界のウラン分布状態、各国のウラン鉱床、各国のウラン生産状況、及びウラン価格を示し、最後に今後の展開について述べている。「ウラン探鉱, 採鉱, 製錬」については、ウラン探鉱の技術的な流れ、ウラン採鉱の技術的分類と採掘法、及びウラン製錬について、ウラン鉱石の処理から中間製品である四フッ化ウラン製造に至るまでのプロセスについて、概説している。

論文

IAEA Technical Meeting on Hot Cell Post-Irradiation Examination Techniques and Poolside Inspection of Water Reactor Fuel Assemblies会議報告

勝山 幸三

核燃料, (43-1), p.7 - 13, 2007/10

平成18年11月27日$$sim$$平成18年12月1日にかけてIAEAが主催するTechnical Meeting on Hot Cell Post-Irradiation Examination Techniques and Poolside Inspection of Water Reactor Fuel Assemblies(水炉燃料にかかわるホットセルPIEとプールサイト検査技術)がアルゼンチンの首都ブエノスアイレスで開催された。本報では、本会議の概要や各国の報告から得られた知見、さらにはアルゼンチンにおける原子力事情等について報告する。

論文

燃料安全研究国際会議2007(Fuel Safety Research Meeting2007); 軽水炉燃料の事故時挙動評価に関する研究成果の報告の報告

梅田 幹

日本原子力学会核燃料部会ホームページ(インターネット), 2 Pages, 2007/06

日本原子力研究開発機構は、5月16日,17日の両日、原子力科学研究所内先端基礎研究交流棟において、「燃料安全研究国際会議(Fuel Safety Research Meeting)2007」を開催した。本会議には、日本国内及び欧米,韓国などの海外(13か国)の電力,燃料メーカー,研究機関から約100名の専門家が参加した。米国原子力規制委員会(USNRC)からは反応度事故(RIA)基準に関する見解について、経済協力開発機構/原子力機関(OECD/NEA)からはハルデン・プロジェクトにおける冷却材喪失事故(LOCA)実験について発表が行われた。原子力機構からは、欧州で照射した高燃焼度燃料を用いたRIA模擬実験の最近の結果と研究成果について発表するとともに、事故時燃料挙動解析コードRANNSを用いた解析結果などを示した。また、改良被覆管を備えた高燃焼度燃料を対象としたLOCA模擬実験の結果を発表した。このほか、照射による結晶格子歪み(新クロスオーバー研究の成果),シビアアクシデント時の燃料からの放射性核種放出挙動(VEGA計画の成果),JMTRにおける燃料照射試験計画と装置開発についての発表を行った。

論文

過渡加熱条件下での照射済混合酸化物・窒化物燃料中のFPのふるまい

佐藤 勇

核燃料, (42-2), p.42_2_13 - 42_2_16, 2007/02

原子炉事故時において破損炉心から環境への放出される放射性核種の種類と量(ソースタームと称する)を評価することは安全研究の中でのシビアアクシデントに関する研究として非常に重要である。融点を超えるような高温における高速炉燃料に関するソースタームの実験的データは非常に乏しい。そこで高速実験炉「常陽」で照射された燃料に対して加熱試験及びFP放出挙動分析・評価を実施した。酸化物燃料に関しては、揮発性FPであるCs放出速度の時間変化結果から、拡散と蒸発の律則寄与の考慮のうえに放出速度を評価すべきであることを提唱した。窒化物燃料における試験では酸化物燃料の場合とソースタームが異なる点を熱化学的考察により解釈し、試験雰囲気の酸素分圧が両者において差があったことを指摘している。したがって、実際の高速炉の炉心破損を伴うような事故時には冷却材であるNaの還元効果を考慮したうえで評価すべきであることを提唱している。

論文

過渡・過熱条件下での照射済み混合酸化物・窒化物燃料中のFPのふるまい

佐藤 勇

日本原子力学会核燃料部会第21回「核燃料・夏期セミナー」講義テキスト, 20 Pages, 2006/07

原子炉事故時に環境へ放出される放射性物質のソースタームの評価は、安全研究として非常に重要であり、精度良い評価が必要である。特に高速炉における安全性評価に必要な融点を超える高温及び高速昇温を行った実験データはなく、軽水炉の知見をもとに保守的な仮定を用いた評価を行ってきた。しかし、高速炉安全性評価の精度向上,合理的なプラント設計の観点からFPの放出移行挙動を照射済燃料中のFP挙動に基づいて評価することが必要であり、特にFP放出移行プロセスの初期事象である燃料からのFP放出挙動を評価することが重要な課題である。高速炉燃料からのFP放出現象の実験データを取得するためFP放出挙動試験装置を開発し混合酸化物燃料(MOX)及び混合窒化物燃料に関する独創的な実験的研究を行い、モデル開発を含めた顕著な成果を挙げている。また、高いFP閉じ込め性能及び高熱伝導度等の良好な熱物性を有する窒化物燃料に対するFP放出挙動に関して、分子軌道法による基礎的な物性評価とともに照射済混合窒化物燃料における同様の試験を行い、ソースターム評価のほか、再臨界事象時のシナリオに影響を与えるスエリング挙動に関する知見を得ている。

論文

プルトニウムを使用する実験とその現場

中園 祥央

核燃料, (41-2), p.41_2_60 - 41_2_61, 2006/01

日本原子力研究開発機構においてプルトニウムを使用した実験を行っている職場環境について、日本原子力学会核燃料部会報の「会員の声」に紹介する

論文

革新的高温ガス炉燃料開発計画

沢 和弘

日本原子力学会核燃料部会第20回「核燃料・夏期セミナー」講義テキスト, 18 Pages, 2005/07

原研がHTTRプロジェクトとして進めてきた高温ガス炉燃料開発の成果と、今後の研究計画について紹介する。

論文

JMTRホットラボにおける燃料・材料の照射研究への貢献

近江 正男

日本原子力学会核燃料部会第20回「核燃料・夏期セミナー」講義テキスト, 8 Pages, 2005/07

ホットラボ施設(照射後試験施設)は、動力炉や試験研究炉で中性子照射した原子炉燃料や材料について、照射による物理的あるいは化学的変化を調べるために、その目的に応じた種々の試験・検査を行う施設である。また、ホットラボ施設には、取り扱う試料,試験・検査の目的に応じて、施設の設置時期の最新技術が採用されるとともに新たに技術開発された試験・検査機器が設置されている。JMTRホットラボでは、原子力研究の進展に伴い、原子力研究開発の研究者の多種多様な試験要求に適切に対応しつつ、照射後試験を安全確実に遂行しており、現在、ホットラボでは軽水炉の高経年化にかかわる多種多様な照射後試験を実施し、研究者から求められる試験要求に応えている。ここでは、JMTRホットラボ施設の概要及び試験分野の状況,今までに行った主な照射後試験及び成果、また、これまでに燃料及び材料試料のために開発,整備された照射後試験装置を紹介する。

論文

第11回原子力材料の熱力学に関するシンポジウム(STNM-11)報告

荒井 康夫

核燃料, (40), p.40_21 - 40_25, 2005/01

2004年9月にドイツ、カールスルーエで開催された「第11回原子力材料の熱力学に関するシンポジウム」の概要を、原子力学会の核燃料部会報に紹介するものである。

論文

MOX利用国際セミナー; 原子力の有効利用に向けて理解を深めるために

久芳 明慈

核燃料, (38), 0 Pages, 2003/00

電気事業連合会と日本原燃の共催並びに原子力委員会の後援のもと、東京・皇居前のパレスホテルで平成14年2月18日、19日の2日間にわたって開催した「MOX利用国際セミナー; 原子力の有効利用に向けて理解を深めるために」の概要を日本原子力学会核燃料部会報で報告する。

論文

燃料安全研究専門家会合(FSRSM)の概要報告

鈴木 元衛

核燃料, (37), p.37_11 - 37_14, 2002/06

日本原子力研究所は、平成14年3月4日,5日の両日、東海研究所で燃料安全研究専門家会合(Fuel Safety Research Specialists'Meeting; FSRSM)を開催した。この会合は、昨年度までのNSRRレビュー会議を拡大したもので、原研における燃料安全研究の紹介を中心にして、海外及び国内他機関にも論文発表を広く要請し、海外から多くの参加者を得て開催された。本報告はこの会合の概要と発表タイトルをまとめたものである。

論文

PSA Application on Tokai Reprocessing Plant

石田 倫彦; 野尻 一郎; 中野 貴文; 森本 和幸

核燃料サイクル安全性国際ワークショップ, 0 Pages, 2002/00

東海再処理施設の定期安全レビューの一環として確率論的安全手法を用いた施設の安全評価を実施した。評価は、東海再処理施設において想定される火災、爆発、臨界等の重大事故に至るシーケンスを明確にし、その特徴を把握するとともに、各事故シーケンスで考慮される発生防止策の相対的な重要度を把握することを目的として実施した。その結果、発生防止策間の従属性や多重防護などの特徴を把握できたとともに、相対的な重要度を把握することで、今後の運転管理に資する重要な知見を得ることができた。

論文

JMTRにおける燃料照射試験技術

小森 芳廣

最新核燃料工学; 高度化の現状と展望, p.241 - 250, 2001/06

原研では、JMTRの利用に関し多様な利用ニーズに応えるべく、照射技術の開発が行われ、その結果多くの種類のキャプセルが開発され照射試験に利用されている。このうち、原子炉燃料に関しては、軽水炉燃料、高温ガス炉燃料、高速炉燃料等の照射試験が実施されており、定常的な中性子照射のほか、出力急昇試験,FPガス放出率測定試験,温度急昇試験等が行われている。本報告では、これらの照射試験に用いられる照射キャプセル,関連する計測制御技術等について概説する。

論文

窒化物燃料電解法によるリサイクル技術

荒井 康夫

最新核燃料工学; 高度化の現状と展望, p.451 - 457, 2001/06

高速炉を中心とする先進的核燃料サイクルのオプションの1つとして提案されている、窒化物燃料と溶融塩電解再処理法の組合せによるリサイクル技術開発の現状について紹介するものである。窒化物燃料の製造,照射試験実績,乾式再処理についての国内外の研究開発状況とこれまでに明らかにされた成果と研究課題について述べる。窒化物燃料を用いた場合に問題となるN-15の濃縮とリサイクル技術のほか、高燃焼度までの照射試験実績の積み上げ、電解精製で回収される陰極析出金属の再窒化による燃料製造法の確立等が当面の主要課題であることを示した。

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