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原子力科学研究部門 原子力科学研究所
JAEA-Review 2023-009, 165 Pages, 2023/06
JAEA-Review-2023-009.pdf:5.76MB
原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和2年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)、並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。
原子力科学研究部門 原子力科学研究所
JAEA-Review 2021-067, 135 Pages, 2022/03
JAEA-Review-2021-067.pdf:7.31MB
原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器管理部、福島技術開発試験部、バックエンド技術部の6部及び計画管理室で構成され、各部署は、中期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成29年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。
原子力科学研究所
JAEA-Review 2021-006, 248 Pages, 2021/12
JAEA-Review-2021-006.pdf:7.17MB
原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器管理部、福島技術開発試験部、バックエンド技術部の6部及び計画管理室で構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成27年度及び平成28年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター(平成27年度: 量子ビーム応用研究センター)、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。
高温工学試験研究炉部
JAEA-Review 2021-017, 81 Pages, 2021/11
JAEA-Review-2021-017.pdf:2.53MB
HTTR(高温工学試験研究炉)は、日本原子力研究開発機構大洗研究所で建設された熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度950
Cの我が国初の高温ガス炉である。HTTRの目的は高温ガス炉技術の基盤の確立及び高度化のための試験研究であり、現在まで、安全性実証試験、長期連続運転及び高温ガス炉の研究開発に関する各種実証試験を実施しており、高温ガス炉の実証試験並びに運転・保守に係る実績を有している。2019年度は、2011年東北地方太平洋沖地震以来運転停止しているHTTRの運転再開に向けての活動を昨年度に引き続き継続している。運転再開のためには、2013年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準への適合性確認が必要であり、対応する原子炉設置変更許可申請に対する監督官庁への対応を行っている。本報告書は、2019年度に実施された新規制基準への対応、HTTRの運転・保守管理状況、実用高温ガス炉に向けた研究開発、高温ガス炉関係の国際協力の状況等についてまとめたものである。
研究炉加速器技術部
JAEA-Review 2020-074, 105 Pages, 2021/03
JAEA-Review-2020-074.pdf:3.72MB
研究炉加速器技術部は、JRR-3 (Japan Research Reactor No.3)、JRR-4 (Japan Research Reactor No.4)、NSRR (Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告は平成30年度における当部の実施した運転管理、利用、利用技術の高度化、安全管理、国際協力について業務活動をまとめたものである。さらに、論文、口頭発表一覧、官庁許認可及び業務の実施結果一覧を掲載した。
研究炉加速器技術部
JAEA-Review 2020-073, 113 Pages, 2021/03
JAEA-Review-2020-073.pdf:3.87MB
研究炉加速器管理部は、JRR-3 (Japan Research Reactor No.3)、JRR-4 (Japan Research Reactor No.4)、NSRR (Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告は平成29年度における当部の実施した運転管理、利用、利用技術の高度化、安全管理、国際協力について業務活動をまとめたものである。さらに、論文、口頭発表一覧、官庁許認可及び業務の実施結果一覧を掲載した。
研究炉加速器技術部
JAEA-Review 2020-072, 102 Pages, 2021/03
JAEA-Review-2020-072.pdf:3.86MB
研究炉加速器管理部は、JRR-3(Japan Research Reactor No.3)、JRR-4(Japan Research Reactor No.4)、NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告は平成28年度における当部の実施した運転管理、利用、利用技術の高度化、安全管理、国際協力について業務活動をまとめたものである。さらに、論文、口頭発表一覧、官庁許認可及び業務の実施結果一覧を掲載した。
原子力科学研究所
JAEA-Review 2018-036, 216 Pages, 2019/03
JAEA-Review-2018-036.pdf:19.22MB
原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部, 放射線管理部, 工務技術部, 研究炉加速器管理部, 福島技術開発試験部, バックエンド技術部の6部、原科研福島技術開発特別グループ(平成25年度)及び計画管理室で構成され、各部署は、中期計画の達成に向け、施設管理, 技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成25年度及び平成26年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター, 先端基礎研究センター, 原子力基礎工学研究センター(平成25年度: 原子力基礎工学研究部門), 量子ビーム応用研究センター(平成25年度: 量子ビーム応用研究部門), 原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した、研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。
研究炉利用課
JAERI-Review 2005-034, 450 Pages, 2005/09
JAERI-Review-2005-034.pdf:38.93MB
JRR-3及びJRR-4は中性子散乱,即発
線分析,中性子ラジオグラフィ,医療照射(BNCT)などの実験利用及び、各種試料の放射化分析,原子炉材料の照射試験,フィッショントラックの照射利用など、さまざまな目的に利用されている。本報告書は、平成15年度に研究炉を利用した方(原研外を含む)から成果の提出246件を受け、中性子散乱(9分野),中性子ラジオグラフィ,即発線分析,放射化分析,RIの製造,原子炉材料照射試験,その他の分野別に取りまとめたものである。
高橋 俊行; 研究炉利用課
JAERI-Review 2004-016, 542 Pages, 2004/08
JAERI-Review-2004-016.pdf:74.07MB
平成14年度における研究炉での実験利用,照射利用を行った利用者(原研外を含む)からの成果の提出を受け、これを取りまとめたものである。
桜井 文雄
JAERI-Research 99-016, 84 Pages, 1999/03
JAERI-Research-99-016.pdf:2.97MB
最近の試験・研究炉の利用ニーズは、原子力科学の発展に伴いますます高度化及び多様化してきている。また、原子炉として求められる安全性は、動力炉と同様年々厳しくなってきている。このような状況下において、試験・研究炉を先端的研究用ツールとしてより有効に活用していくためには、完全性の向上も含む性能向上を常に図る必要がある。本研究においては、中性子源としての原子炉性能向上の観点からJMTR用高性能燃料要素について、実験利用施設としての利用性能の向上の観点からJMTRにおける高速中性子照射量の評価法について及び原子炉施設の安全性の向上の観点から水冷却型試験・研究炉の冠水維持装置サイフォンブレーク弁の性能評価法について検討した。
大西 信秋
デコミッショニング技報, 0(12), p.11 - 21, 1995/07
最近、古典的な研究炉の解体が計画あるいは実施されている。研究炉は、使用目的に応じて設計・建設されているために、規模、炉出力、構造、使用材料等が多種多様である。研究炉先進国をはじめ、開発途上国にも広く設置されている。このためIAEAでは、研究炉全般に共通に利用できる研究炉の解体に関する基準、指針等の策定を進めている。本報では、IAEAの研究炉のデコミッショニングに関する活動状況を紹介するとともに、技術的な内容について概説した。
金原 節朗; 木村 和磨; 熊原 忠士; 猪俣 新次; 薄羽 皓雄*; 田和 文雄
JAERI-M 4823, 133 Pages, 1972/06
43年度から中性子計装の標準化を行なって来ており、既にJRR-2、3、4、のリニアN系、ログNペリオド系の改装を行なって来たが、今回はJRR-4の起動系、校正信号発生器、高圧電源等の改装を行なったのでその報告をまとめたものである。改装の特徴は、NIMモジュール(5インチ型)を用いた点と回路の主要素子としてIC化を行なった点であり、特に今回の起動系はパルス系であるためディジタル回路やパルス技術が用いられた点新しい点である。これらの内容を各ユニット毎と、ビン単位に組立てられたセット毎に回路構成、特性等について述べている。
杉山 智之
no journal, ,
This presentation provides the strategy of Nuclear Safety Research Center (NSRC) of JAEA to carry out fuel and materials safety research in the present situation to support nuclear regulation. Materials irradiation reactors are powerful tools to obtain technical knowledges needed for regulatory support, but permanent shutdown was decided for JMTR in Japan and Halden reactor in Norway which have been primary tools for Japanese R&D of fuel and materials. The NSRC is seeking alternative ways to keep R&D and one of possible solutions is joining the post-Halden international framework proposed by OECD/NEA, in which existing irradiation facilities in some countries are used for joint experimental programs. The NSRC is participating in international discussions on it and setting domestic discussions among stakeholders. Activation of fuel and materials R&D both for regulation and industry is essential for regulatory support, because the decline of R&D leads to a decline of safety.
