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濱 克宏
Proceedings of 6th East Asia Forum on Radwaste Management Conference (EAFORM 2017) (Internet), 6 Pages, 2017/12
日本原子力研究開発機構バックエンド研究開発部門東濃地科学センターでは深地層の科学的研究の一環として、結晶質岩(花崗岩)を主な対象とした超深地層研究所計画を進めている。超深地層研究所計画は、地表からの調査予測研究段階、研究坑道の掘削を伴う研究段階、研究坑道を利用した研究段階の3段階からなる計画である。超深地層研究所計画では、深部地質環境の調査・解析・評価技術の基盤の整備及び深地層における工学技術の基盤の整備を第1段階から第3段階までを通した全体目標として定め、調査研究を進めている。本稿では、これまでの研究成果の概要を紹介するとともに、研究坑道を利用した研究段階のうち、平成27年度から平成31年度までの深度500mまでの研究坑道を利用して実施する、地下坑道における工学的対策技術の開発、物質移動モデル化技術の開発、坑道埋め戻し技術の開発、の3つの研究開発課題について紹介する。
山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 加治 芳行
Proceedings of Annual Topical Meeting on LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance (TopFuel 2016) (USB Flash Drive), p.21 - 30, 2016/09
我が国では、軽水炉の事故耐性を向上させるために、新しい材料及び概念で設計された燃料棒、チャンネルボックス、制御棒を開発してきている。事故耐性燃料や燃料以外の要素部材を効率的かつ適切に導入するためには、基盤となる実用的データを蓄積するだけでなく、技術成熟度を考慮するとともに、知見が不足している部分を認識し、設計・製造のための戦略を構築する必要がある。日本原子力研究開発機構(JAEA)は、経済産業省(METI)の平成27年度委託事業において、前述の技術基盤を整備し、事故耐性燃料やそれ以外の要素部材の既存軽水炉への導入に向けた研究計画案を策定した。技術基盤の整備には、軽水炉におけるジルコニウム合金の商用利用の経験を活かすことが有効である。そのため、JAEAは、本METI事業を、これまでの事故耐性燃料開発に携わってきた国内プラントメーカー,燃料製造メーカー,研究機関,大学等と協力して実施した。本論文では、事故耐性燃料やそれ以外の要素部材の技術基盤整備のために実施した本プロジェクトに関して、主だった結果を報告する。
濱 克宏; 岩月 輝希; 松井 裕哉; 見掛 信一郎; 笹尾 英嗣; 大澤 英昭
JAEA-Review 2016-004, 38 Pages, 2016/06
JAEA-Review-2016-004.pdf:7.07MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、地層処分技術に関する研究開発のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を主な対象とした超深地層研究所計画を進めている。本稿では、深度500mまでの研究坑道を利用して実施する調査研究の計画を取りまとめた。具体的には、坑道埋め戻し技術の開発、地下坑道における工学的対策技術の開発、物質移動モデル化技術の開発、の3つの研究開発解題を明確化および具体化した。
原子力基礎工学研究センター; システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2015-003, 58 Pages, 2015/07
JAEA-Evaluation-2015-003.pdf:1.39MB
JAEA-Evaluation-2015-003-appendix(CD-ROM)..zip:9.94MB
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成20年10月31日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成21年2月17日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、平成21年8月19日改訂)等に基づき、原子力基礎工学研究に関する事後評価及び事前評価を原子力基礎工学研究・評価委員会に諮問した。これを受けて、原子力基礎工学研究・評価委員会は、本委員会によって定められた評価方法に従い、原子力機構から提出された原子力基礎工学研究センターとシステム計算科学センターの運営、及び原子力基礎工学研究の実施に関する説明資料の検討、並びに口頭発表と質疑応答を行った。本報告書は、原子力基礎工学研究・評価委員会より提出された事後評価及び事前評価の内容をまとめるとともに、「評価結果(答申書)」を添付したものである。
研究評価委員会
JAERI-Review 2000-023, 37 Pages, 2000/10
JAERI-Review-2000-023.pdf:3.6MB
研究評価委員会は、「日本原子力研究所における研究開発評価の基本指針」等に基づき、先端基礎研究専門部会を設置し、研究開発課題について、平成11年度に終了した研究テーマの事後評価、平成13年度に終了予定の研究テーマの中間評価及び平成13年度に開始する研究課題の事前評価を実施した。先端基礎研究専門部会は平成12年7月17日に開催された。評価は、事前に提出された評価用資料及び専門部会における被評価者の説明に基づき、研究評価委員会によって定められた評価項目、評価の視点、評価の基準に従って行われた。同専門部会が取りまとめた評価結果は、研究評価委員会で審議され、妥当と判断された。本報告書はその評価結果である。
研究評価委員会
JAERI-Review 2000-022, 53 Pages, 2000/10
JAERI-Review-2000-022.pdf:4.69MB
研究評価委員会は、「日本原子力研究所における研究開発評価の基本指針」等に基づき、核融合研究開発専門部会を設置し、核融合研究開発分野全体について、平成10年度に終了した研究課題の事後評価、平成11年度から開始した研究課題の中間評価及び平成13年度に開始する研究課題の事前評価を実施した。本専門部会は平成12年3月9日に開催された。評価は、事前に提出された評価用資料及び専門部会における被評価者の説明に基づき、研究評価委員会によって定められた評価項目、評価の視点、評価の基準に従って行われた。同専門部会が取りまとめた評価結果は、研究評価委員会で審議され、妥当と判断された。本報告書はその評価結果である。
研究評価委員会
JAERI-Review 2000-012, 22 Pages, 2000/07
JAERI-Review-2000-012.pdf:2.58MB
研究評価委員会は、「日本原子力研究所における研究開発評価の基本指針」等に基づき、先端基礎研究専門部会を設置し、先端基礎研究専門部を設置し、先端基礎研究センターの研究テーマについて、平成10年度終了テーマの事後評価及び平成12年度からの新規テーマの事前評価を実施した。先端基礎研究専門部会は平成11年9月17日に開催された。評価は、事前に提出された評価用資料及び専門部会における被評価者の説明に基づき、研究評価委員会によって定められた評価項目、評価の視点、評価の基準に従って行われた。同専門部会がとりまとめた評価結果は、研究評価委員会で審議された。本報告書はその評価結果である。
研究評価委員会
JAERI-Review 2000-011, 25 Pages, 2000/07
JAERI-Review-2000-011.pdf:2.74MB
研究評価委員会は、「日本原子力研究所における研究開発評価の基本指針」等に基づき、環境科学・保健物理専門部会を設置し、環境科学研究部及び保健物理部並びにその関連部の研究開発課題について、平成12年度からの5年間の計画の事前評価を実施した。環境科学・保健物理専門部会は平成11年8月30日に開催された。評価は、事前に提出された評価用資料及び専門部会における被評価者の説明に基づき、研究評価委員会によって定められた評価項目、評価の視点、評価の基準に従って行われた。同専門部会がとりまとめた評価結果は、研究評価委員会で審議された。本報告書はその評価結果である。
小松 征彦*; 和田本 章*; 浅尾 真人*
JNC TJ8420 2000-003, 99 Pages, 2000/03
JNC-TJ8420-2000-003.pdf:5.47MB
高放射性固体廃棄物貯蔵庫(HASWS)には、ハル等の廃棄物を収納した容器が投棄貯蔵されている。HASWSには、投棄された廃棄物を再度取り出す設備が設置されていないため、将来的に廃棄物を取り出す際には、設備を設置する必要がある。本報告では、原子力関連施設に限定せず、国内外で実績のある類似施設および広く工業的に用いられている技術で適用可能と考えられる装置を調査した。その結果を基にHASWSの取出装置に要求される技術要件と比較し、その適用性を検討した。この結果、国内外でHASWSに類似した施設及び全ての技術要件を満たす装置は見つからなかった。HASWSに取出装置を設置するためには、既存技術の改良あるいは建家の改造が必要であることがわかった。また、HASWSの取出装置に要求される既存技術適用のための開発課題及び建家の改造項目を抽出した。
研究開発課題評*
JNC TN1440 2000-001, 47 Pages, 2000/01
JNC-TN1440-2000-001.pdf:2.57MB
核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)は、内閣総理大臣が定めた「国の研究開発全般に共通する評価の実施方法の在り方についての大網的指針」(平成9年8月7日決定)及びサイクル機構の「研究開発外部評価規程」(平成10年10月1日制定)等に基づき、研究開発課題「ロシア解体プルトニウム処分への協力に係る技術関発」に関する事前評価を、研究開発課題評価委員会(高速炉・燃料サイクル課題評価委員会)に諮問した。これを受けて、高速炉・燃料サイクル課題評価委員会は、本委員会によって定めた評価項目及び評価の視点に従い、サイクル機構から提出された評価用説明資料、補足説明資料及び委員会における議論に基づき、本課題の評価を行った。本報告書は、その評価結果をサイクル機構の関係資料とともに取りまとめたものである。
not registered
JNC TN1440 2000-003, 88 Pages, 1999/08
JNC-TN1440-2000-003.pdf:5.11MB
核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)は、内関総理大臣が定めた「国の研究開発全般に共通する評価の実施方法の在り方についての大綱的指針」(平成9年8月7日決定)及びサイクル機構の「研究開発外部評価規程」(平成10年10月1日制定)等に基づき、研究関発課題「高速増殖炉サイクルの実用化戦略観査研究」に関する事前評価を、研究開発課題評価委員会(高速炉・燃料サイクル課題評価委員会)に諮問した。これを受けて、高速炉・燃料サイクル課題評価委員会は、サイクル機構から提出された評価用説明資料及びその説明に基づき、本委員会によって定めた評価項目及び評価の視点及び評価の基準に従って当該課題の事前評価を行った。本報告書は、その評価結果をサイクル機構の関係資料とともに取りまとめたものである。
not registered
JNC TN1440 2000-002, 148 Pages, 1999/08
JNC-TN1440-2000-002.pdf:8.54MB
核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)は、内関総理大臣が定めた「国の研開発全般に共通する評価の実施方法の在り方についての大綱的指針」(平成9年8月7日決定)及びサイクル機構の「研究開発外部評価規程」(平成10年10月1日制定)等に基づき、研究関発課題「深地層の研究施設における研究計画」に関する事前評価を、研究開発課題評価委員会(廃棄物処理処分課題評価委員会)に諮問した。これを受けて、廃棄物処理処分課題評価委員会は、サイクル機構から提出された評価用説明資料及びその説明に基づき、本委員会によって定めた評価項目及び評価の視点及び評価の基準に従って当該課題の事前評価を行った。本報告書は、その評価結果をサイクル機構の関係資料とともに取りまとめたものである。
研究評価委員会
JAERI-Review 98-025, 64 Pages, 1998/11
JAERI-Review-98-025.pdf:5.11MB
本報告書は、原研が「国の研究開発全般に共通する評価の実施方法の在り方についての大綱的指針」に基づいて設置した、外部の専門家や学識経験者で構成される研究評価委員会によって、原研における研究開発課題全般の主要成果について評価されたものをまとめたものである。
炉設計研究室
JAERI-M 8470, 217 Pages, 1979/11
核融合実験炉ブランケット構造物の設計研究を行なった。主な検討内容は、ブランケット構造物(ブランケット容器、ブランケットリング、配管系、ブランケットモジュール)の製作・検査に関する検討、検査と故障時の取扱い技術に関する検討および集合体の分解・組立てに関する検討である。本設計研究の結果、ブランケット構造物の設計・製作上の問題点が明らかになった。またそれをもとにして、設計・製作にあたって今度必要とされる研究開発課題について検討した。
山尾 裕行*; 岡本 芳三; 佐野川 好母
JAERI-M 7034, 128 Pages, 1977/04
高温ガス冷却炉(High-Temperature Gas-Cooled Reactor)は、従来の原子炉と比較して著しく高温であり、そのような環境のもとで使用される熱交換器の開発には、かつて経験しなかった多くの新しい問題点が生じている。NSA(Nuclear Science Abstracts)に掲載された過去10年間の熱交換器に関する文献索引を利用し、その開発上の問題点を抽出し、検討を行なった。文献を、炉型、熱交換器の型式、国別、冷却材、研究テーマの種類、の各項目について分類した。その結果、炉型としては世界的には、LMFBRとHTGRと軽および重水炉用の開発に重点がおかれていることが明らかになった。一方、HTGR用熱交換器の開発研究は、耐熱材料、腐食に関するテーマのものが、他の炉に比べて多くなされており、また、水素透過防止は、多目的高温ガス炉では重要な課題であることが認識された。
山下 真一郎
no journal, ,
本講演では、既存軽水炉の安全性を飛躍的に向上させることが期待されている新型の燃料部材について、燃料部材としてどのような時(過渡時及び事故時)にどんな特性を有することが期待されているのか?軽水炉で使われてきているジルコニウム合金と比べて、何が有利で何が不利か? 新型燃料部材の具体的な課題は何であるか? などの素朴な疑問にお答えする。また、現在国の支援のもとで、日本原子力研究開発機構が中心となり、国内の燃料メーカー, プラントメーカー, 大学、及び研究機関とともに進めてきている、新型燃料部材の既存軽水炉への導入に向けた実用化プロジェクト(取り組み)について、研究開発の概略内容(現在までの状況)を紹介する。