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2020年9月)与能本 泰介; 中島 宏*; 曽野 浩樹; 岸本 克己; 井澤 一彦; 木名瀬 政美; 長 明彦; 小川 和彦; 堀口 洋徳; 猪井 宏幸; et al.
JAEA-Review 2020-056, 51 Pages, 2021/03
JAEA-Review-2020-056.pdf:3.26MB
「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」は、原子力科学研究部門、安全・核セキュリティ統括部、原子力施設管理部署、安全研究・防災支援部門の関係者約10名で構成され、機構の施設管理や規制対応に関する効果的なグレーデッドアプローチ(安全上の重要度に基づく方法)の実現を目的としたグループである。本グループは、2019年の9月に活動を開始し、以降、2020年9月末までに、10回の会合を開催するとともに、メール等も利用し議論を行ってきた。会合では、グレーデッドアプローチの基本的考え方、各施設での新規制基準等への対応状況、新検査制度等についての議論を行なうとともに、各施設での独自の検討内容の共有等を行っている。本活動状況報告書は、本活動の内容を広く機構内外で共有することにより、原子力施設におけるグレーデッドアプローチに基づく合理的で効果的な安全管理の促進に役立つことを期待し取りまとめるものである。
沢 和弘; 鈴木 修一*; 塩沢 周策
Nuclear Engineering and Design, 208(3), p.305 - 313, 2001/09
被引用回数：41 パーセンタイル：92.42(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉では、高温の冷却材温度を達成するために、被覆燃料粒子を用いている。現在の高温ガス炉では、四重被覆粒子を燃料としている。高温ガス炉燃料の安全設計においては、1次冷却材中の放射能が許容範囲を超えないよう、核分裂生成物を被覆燃料粒子内に閉込めることが重要である。そこで、燃料の基本設計方針は、製造時の燃料破損率を最小化するとともに、運転中の著しい追加破損を防止することである。この基本方針に基づき、HTTR燃料の安全設計方針及び検査基準を定めた。本検査基準の検査項目,方法,抜取率によって、HTTR初装荷燃料の製作を行った。
豊田 純二; 伊与久 達夫; 石原 正博; 多喜川 昇; 塩沢 周策
JAERI-M 91-102, 61 Pages, 1991/07
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心及び炉心支持黒鉛構造物に使用される黒鉛及び炭素材料の検査基準に関しては、国内では一部JIS規格等において材料の規格を示したものはあるが、原子炉の主要構造物として規定したものはない。また、外国においても原子炉用構造物として受入れ検査の実績はあるものの明確に基準を設けてはいない。このため、HTTRの黒鉛及び炭素材料の受入れに際して、検査基準を定める必要がある。そこで、原研において所内外の専門家の協力も得て、HTTRの炉心及び炉心支持黒鉛構造物の構造設計の考え方並びに米国の高温ガス炉用黒鉛構造物、国内の黒鉛構造物等に関する検査を参考にHTTRの黒鉛検査基準を策定した。本報告書は、この黒鉛検査基準及びその解説についてまとめたもので、HTTRの黒鉛及び炭素構造物の検査は本基準に基づいて行う予定である。
露崎 典平; 大岡 紀一; 田中 勲
JAERI-M 86-163, 120 Pages, 1986/11
照射1課では、長年多くの照射キャプセルの設計を担当し、照射技術及び設計技術の開発を続けてきた。本レポ-トは、ラビットの設計及び検査基準、基本設計とその方法を述べたものである。従って、JMTRを利用する者にとっては非常に参考となる報告書である。英文での発行の理由は、今後受入が予定される海外からの留学生に対し、TEXT BOOKとして活用出来るようにとのねらいからである。
