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操上 広志; 北村 哲浩; 山田 進; 町田 昌彦
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
福島環境中の放射性セシウムの移動に係る様々な時間・空間スケールの課題に対応するため、複数の数値モデルが準備された。本論文はいくつかのケーススタディとともに、環境中での放射性セシウムの移動に係る諸課題に対する原子力機構のモデル化アプローチの一部について記述する。
池田 裕二郎
波紋, 15(1), p.6 - 9, 2005/01
J-PARCプロジェクトにおける1MWパルス中性子源について、中性子源の中心部分を構成する主要機器の概念構築根拠を明らかにしながらその設計の現状をまとめた。また、特集号として同時に掲載される核破砕反応,モデレータニュートロニクス,モデレータ技術,放射線遮蔽に関する導入的な概要を説明した。
塩沢 周策
季報エネルギー総合工学, 24(1), p.40 - 53, 2001/04
高温ガス炉は、高温の熱が取出せる,固有の安全性が高い,多様な燃料サイクルに対応可能等の既存炉にない特長を有しているため、エネルギー供給の多様化,エネルギー利用分野の拡大に貢献する革新型炉として期待されている。このため、南アPBMR計画,米国/露国GTMHR計画に代表される実用化計画並びに米国NERI計画に代表される革新的次世代炉開発研究等が進められている。一方、我が国では、HTTR計画の下に、わが国最初の高温ガス炉であるHTTRの建設が終了し、現在出力上昇試験が行われている。HTTR計画では今後、全出力試験,原子炉特性試験,安全性実証試験等を進めるとともに、水素製造等高温熱利用に関する研究を並行して行い、わが国の高温ガス炉技術の確立と高度化を目指すことになっている。本稿は、革新型炉としての高温ガス炉の特長と開発の現状について、紹介するとともに、わが国の役割,展望について筆者の考えを述べたものである。
傍島 眞
JAERI-Review 99-011, 200 Pages, 1999/03
JAERI-Review-99-011.pdf:12.15MB
原子力発電はこれまで、将来に大きな重点をしめるエネルギー源として、国策で立地が進められ、近年では化石燃料の利用がもたらす地球温暖化を抑制しうる手段として期待がもたれるようにもなっているが、この利用拡大に反対する立場あるいは慎重論の立場からは、放射能管理に関する危険性の指摘などの技術論のみならず、エネルギー論、政策論、生活文化論などからの社会不適合論があげられている。立地地域における貢献の評価にも様々な賛否論が広がっている。しかしながら議論の論点の幅は広く、またしばしば専門的で理解が困難なため、あるいは思いこみや固定した不信感が障壁となって、それぞれの主張が相手によく理解されないという焦燥感や諦観が支配するに至る討論も多いように見える。それぞれの立場の利害が一致を見出しにくくなっている社会状況にあって、政策に何らかの合意の方向を見出すには、可能な限りの議論によって互いの論点を知り、理解の誤りを正し、一致点を広げていくこと以外にはないように思われる。ここに原子力受容を巡る様々な立場、角度からの論点を、無為に続く膠着状態がよい合意に向かって歩を進めるための参考となりうるようにとりまとめた。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 柴田 光彦; 関 泰
日本原子力学会誌, 38(11), p.904 - 906, 1996/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)国際熱核融合実験炉のための安全性研究として、真空容器が破断した場合に生じる密度差駆動型置換流の挙動を、ITERのトカマク型真空容器を縮小簡略モデルで模擬したLOVA予備実験装置を使って調べている。実験パラメータは破断口位置、破断口径、破断口長さ等である。作動流体にはヘリウムガスと空気を使用した。本報は一連のLOVA予備実験で得られた結果の一例について報告しており、今までに次の成果が得られた。(1)置換量は真空容器設置面から破断口までのポテンシャルエネルギーの大きさに強く依存する。(2)真空容器上部に破断口が1ヵ所存在する場合の置換流は対向流となる。一方、真空容器側部に破断口が1ヵ所存在する場合の置換流は成層流になる。(3)置換量は破断口径の増大とともに増加し、破断口長さの増加とともに減少する。
小林 武司*; 飯田 浩正; 阿部 忠*; 安達 潤一*; 相沢 雅夫; 海老沢 克之*; 藤井 政治*; 深谷 清; 福原 昌志*; 福原 由雄*; et al.
JAERI-M 87-219, 336 Pages, 1988/01
この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート3の日本の報告書の第VIII章(ブランケット/第一壁)に相当するものである。ここではトリチウム増殖ブランケット、第一壁、ダイバータ板、遮蔽体設計に係わる技術的重要検討課題の検討結果及びこれらに係わる新データベースについて述べてある。データベースとしてはセラミック増殖材、高熱負荷材、高熱負荷試験結果及び製作試験結果が含まれている。ブランケット概念の選定に当たっては幅広いスコーピング・スタディを実施し、その結果、優れたトリチウム増殖性能とトリチウム放出挙動よりLi
Oを増殖材とする概念を標準案に採用した。第一壁に関しては、弾塑性破壊力学による寿命評価を行なうと共にアーマ無し概念とアーマ付き概念の構造検討を行なった。現在の不確かなディスラプション条件を考慮して修理交換が容易な部分的保護リミッタを第一案として提案した。ダイバータ板アーマ材は優れた熱衝撃特性と低スパッタリング特性よりタングステンを採用した。遮蔽検討としては鋼材及びタングステンについて内側遮蔽層を出来るだけ薄くするための最適化の検討を行なった。
畑中 耕一郎
no journal, ,
原子力機構は、平成25年度から使用済燃料の直接処分に関する研究開発に着手した。これまでの研究開発においては、わが国の地質環境特性と使用済燃料特性を考慮し、使用済燃料の地層処分システムについての予備的な設計と安全評価を実施することを通して、設計と安全評価のアプローチを構築するとともに、多重バリアシステムを基本とした処分概念と安全確保の考え方や現状の技術レベルを示すことができた。また、次段階の研究開発に向けて取り組むべき設計と安全評価に関する課題を抽出し、分類・整理した。今後は、分類・整理した課題への対応を行うことにより直接処分の技術的信頼性を例示していく。
