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宮本 泰明
日本ロボット学会誌, 36(7), p.464 - 467, 2018/09
廃炉国際共同研究センターの活動状況、国際共同研究棟の概要、及び、主な成果について紹介を行った。
山下 利之
JAERI-Conf 2005-011, 205 Pages, 2005/09
JAERI-Conf-2005-011.pdf:39.4MB
黎明研究は、原研が原子力に関連する基礎・基盤研究の分野で、独創性・新規性に富む萌芽的研究に助成している公募型研究である。平成16年度に実施された黎明研究38件の研究成果の報告会が、2005年6月28日,29日の両日、東海研究所先端基礎研究交流棟で開催された。本報告書は、黎明研究から原研内外で多くの研究が進展する一助にするため、提出された黎明研究報告書をまとめたものである。
柴田 猛順
JAERI-Conf 2004-014, 212 Pages, 2004/12
JAERI-Conf-2004-014.pdf:35.38MB
黎明研究は、原研が原子力に関連する基礎・基盤研究の分野で、独創性・新規性に富んだ萌芽的研究に助成している公募型研究である。平成15年度に実施された黎明研究42件の研究成果の報告会が、2004年6月29日,30日の両日、東海研究所で開催された。黎明研究の成果が原研内外で、多くの研究の進展に寄与する一助にするため、提出された黎明研究報告書をまとめた。
柴田 猛順
JAERI-Conf 2003-021, 551 Pages, 2004/02
JAERI-Conf-2003-021.pdf:51.59MB
黎明研究は、原研が原子力に関連する基礎・基盤研究の分野で、独創性・新規性に富んだ萌芽的研究に助成している公募型研究である。平成14年度に実施された黎明研究51件の研究成果の報告会が、2003年7月1日,2日の両日、東海研究所で開催された。黎明研究の成果が原研内外で多くの研究の進展に寄与する一助にするため、提出された黎明研究報告書をまとめた。
杉野 弘幸; 菅野 毅*
JNC TN8400 99-040, 75 Pages, 1999/11
これまでにサイクル機構では高レベル廃棄物の地層処分研究の一環として、人工バリアとして用いられる緩衝材の岩盤内への流出、侵食挙動に関して研究を進めてきた。平成9年には地層処分基盤研究施設(エントリー)の緩衝材流出挙動試験設備を用いて実施した緩衝材の流出挙動に関する試験に関して報告をまとめている。本書はその後、第2次取りまとめに向けて、緩衝材の流出挙動を解析的に評価した試みを報告したものである。緩衝材の流出挙動は、中野ら(1982)、Pusch(1983)、Kanno and Wakamatsu(1991)、Borgessonら、Ahn(1999)らなどにより研究が為されている。本報告ではこれらの研究をもとに緩衝材の流出挙動に対するメカニズムのモデル化を検討し、緩衝材の流出挙動を拡散モデルと、さらに緩衝材の粘性係数を仮定し、その効果を考慮したモデルを採用することにより、緩衝材の流出挙動の亀裂幅に対する依存性を解析的に表現した。また、その結果を用いて、第2次取りまとめで想定した人工バリアに対して長期にわたる緩衝材の流出に起因する密度変化を解析的に予測することを試みた。
杉田 裕; 千々松 正和*; 藤田 朝雄; Tranduc, P.*
JNC TN8430 99-009, 45 Pages, 1999/06
地層処分における技術開発の観点からは、工学規模での試験によるニアフィールド環境である周辺岩盤の挙動が人工バリアに与える影響の把握および周辺岩盤を含むニアフィールド性能の定量的評価と室内および原位置における大型試験による人工バリアの品質性能の確認を行い、地層処分技術の信頼性向上を図ることが重要となっている。そのため、核燃料サイクル開発機構東海事業所の地層処分基盤研究施設等における工学規模の試験と並行して、原位置試験場において、人工バリアの品質性能の確認およびその実岩盤条件下でのニアフィールド連成挙動を評価することが必要となっている。そこで、実条件でのニアフィールド環境を把握するため釜石原位置試験場において粘土充填・熱負荷試験を実施してきた。粘土充填・熱負荷試験において緩衝材の充填方法の一つである現場締固め方式のまきだし・転圧工法を実施し、施工性および品質を実岩盤条件下で確認した。試験は実規模室内試験および原位置試験で構成し、実規模室内試験では材料を均一かつ高密度に充填するための技術開発を行った。実規模室内試験において設定した諸条件に基づいて試料を充填した原位置試験では、粘土充填・熱負荷試験で充填目標値とした乾燥密度(管理値は1.60-1.70g/cm3)でベントナイト単体試料を施工することが可能であった。
大杉 俊隆; 岡嶋 成晃
日本原子力学会誌, 40(4), p.259 - 262, 1998/00
FCA装置の概要、1990年以降の研究成果として、(1)FCA-XVI炉心及びFCA-XVII炉心、(2)FCA-XVIII炉心、(3)FCA-XIX炉心での実験について述べた。さらに、今後の利用計画として、新型炉の核特性、高速炉の反応度特性、マイナーアクティニド消滅処理特性等の研究テーマを挙げた。最後に、今後のFCAの果たすべき役割について、国際協力、高速炉開発における基盤研究を進める上で、多様なニーズに応えることのできる臨界実験装置の必要性を強調した。
大内 仁; 五十嵐 寛; 河村 和広
PNC TN8440 95-044, 148 Pages, 1995/10
東海事業所及び大洗工学センターにおける高温溶融技術研究成果について議論する場として第1回高温溶融技術研究会を1995年10月6日に地層処分基盤研究施設4階大会議室で開催した。当日は東海事業所、大洗工学センター、人形峠事業所、本社から45名が参加し、高温溶融技術に関連した14件の研究成果の発表があった。本報告書は、研究会の発表要旨及びOHP資料をとりまとめたものである。
北野 光昭
PNC TN8440 94-019, 205 Pages, 1994/05
平成5年11月15日
18日の4日間、東海事業所地層処分基盤研究施設において「地層処分研究開発国際ワークショップ」(主催:動力炉・核燃料開発事業団)が開催された。本ワークショップは、地層処分研究について内外の専門家と深く議論を行い、今後の研究開発に役立てるために開催されたもので、我が国をはじめ、アメリカやフランスなど世界8ケ国の専門家や研究者およそ140名が参加した。環境技術開発部地層処分開発室では、本ワークショップ開催に向けて「実行委員会」を組織し、運営にあたっており、本報告書は、この実行委員会の運営記録を中心にとりまとめたものである。
東稔 達三; 岩村 公道; 大杉 俊隆; 高野 秀機; 鈴木 康文; 藤根 幸雄
原子力工業, 37(6), p.19 - 58, 1991/06
原子炉将来技術について展望した。その具体例について現在原研で検討を行っている受動的安全炉、高転換炉、超高燃焼炉、TRU消滅炉、及び燃料サイクル技術の高度化について概説するとともに、それぞれの研究開発課題を明らかにした。最後に軽水炉特別チームで検討を進めている軽水炉将来技術の基礎基盤研究に供する総合試験施設の概要を紹介した。
藤田 充苗*; 栗原 豊*; 中島 甫; 横山 憲夫*; 野村 茂雄*; 上野 文義*; 岩田 修一*
原子炉材料第122委員会平成2年度第5回委員会資料 (日本学術振興会), p.7 - 14, 1991/00
原子力用材料開発のブレークスルーを目指した基盤研究が実施されており、この成果を多くの材料研究者が相互に利用することが望まれている。このため、データフリーウェイと呼ぶ分散型材料データベースを平成2年度から、金材技研及び動燃団と共同で構築している。本報では、当該システムを利用することにより如何なる問題解決が可能になるかの検討結果を紹介するとともに、データベースの統合方法、データ構造の特徴等システムの基本設計の現状を述べる。さらに、システム整備計画とシステム開発上の課題と課題解決のための見通しにも言及する。
中村 秀夫
no journal, ,
本報告は日本原子力学会原子力安全部会が主催する夏期セミナーでの議論を進めるためのものであり、福島第一原子力発電所の事故を踏まえた今後の安全研究について、現在の安全研究センターの取り組みならびに同内容の背景をこれまでの経緯と共に詳しく紹介した。まず、事故以前の経緯として、規制支援を目的として行われる安全研究ならびに安全の確保と向上を目指し産業界を含めて広く行われる安全基盤研究の実施状況、安全研究の内容を規定してきた原子力安全委員会などの安全研究年次計画および重点安全研究計画、学会などを中心に取り組まれた産官学の技術戦略マップ(ロードマップ)の策定と利用、規制と産業界の共同研究に関する議論など、これまでの歩みを辿り、安全研究に係る様々な活動を概括した。さらに、事故の反省を踏まえた原子力規制委員会の新規制基準の考え方およびそれに基づいた同委員会による安全研究の内容の概略と、同計画を参照しつつ継続的改善を方針の核として進める安全研究センターでの安全研究を紹介すると共に、主要課題の考え方と人材育成の進め方を主な議論・検討項目として示した。
中村 秀夫
no journal, ,
日本原子力学会原子力安全部会が主催する夏期セミナーでの議論のため、規制支援を目的として行われる安全研究ならびに安全の確保と向上を目指して産業界や学術界を含めて広く行われる安全基盤研究など、まず安全研究の経緯を概括すると共に、福島第一原子力発電所の事故を踏まえて安全性の継続的改善を実現すべく行われる今後の安全研究について、原子力規制委員会による安全研究や資源エネルギー庁ならびに学会のロードマップなどを参考にしつつ実施する主要課題の検討や人材育成について、主な検討項目を示した。
山下 真一郎; 根本 義之; 井岡 郁夫; 加治 芳行; 逢坂 正彦
no journal, ,
本発表では、資源エネルギー庁受託により進めている国内ATF開発を紹介するとともに、現在産官学により国内で進められているATF研究開発の全体概要を提示し、各ステイクホルダーが担っている役割、各ステイクホルダー間の関係性や連携協力の状況等の共有を図る。以って、2030年代のATF実装化をより確実なものにすることを念頭に、今後の研究・技術開発の効率的・効果的な推進、とりわけ、想定していなかった課題/問題が生じた場合にどのような基礎基盤に立ち返って研究を進めるか、などの議論につなげることを企図する。
Mohamad, A. B.; 相馬 康孝; 根本 義之; 阿部 陽介; 井岡 郁夫; 佐藤 智徳; 石島 暖大; 三輪 周平; 中島 邦久; 加治 芳行; et al.
no journal, ,
日本原子力研究開発機構(以下、JAEA)では、2019年に事故耐性を兼ね備えたジルカロイに関する基礎研究を立ち上げ取り組んできている。基礎研究を実施する主目的は、長期の通常運転時、冷却水喪失事故(以下、LOCA)時、設計基準外事象(以下、B-DBA)時、過酷事故(以下、SA)時におけるジルカロイ挙動の理解を深化させること、そして国内メーカで開発されているクロムコーティングジルカロイの実装を支援すること、である。JAEAはまた、通常運転時、LOCA時、B-DBA時、SA時における事故耐性コーティングジルカロイの挙動理解に必要な基礎技術開発も行っている。例えば、通常運転条件を模擬するために軽水炉の冷却条件を組合わせたイオン照射試験技術を開発している。また、被覆管の破断やバル―ニングを詳細に理解するために、LOCA試験で得られた結果を機械学習に取り込んだ解析等もしている。さらには、高温酸化試験のような分離効果試験なども実施している。加えて、B-DBAやSA時の核分裂生成ガスの放出についても研究プログラムに含まれている。将来的には、これらの基礎技術を用いて得られた研究結果は、統合されて燃料ふるまい解析コードに導入されることによって原子炉の運転条件下での燃料ふるまいの予測に用いられる。
