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論文

核燃料サイクルの推進と核不拡散・核セキュリティの確保

玉井 広史; 持地 敏郎; 千崎 雅生*; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.

第41回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2020/11

近年、我が国のプルトニウム利用の停滞及び核燃料サイクルの核不拡散・核セキュリティに関する批判が一部で増していることを踏まえ、核燃料サイクル政策の持続的発展に向け、こうした批判の妥当性を吟味し核不拡散・核セキュリティ上の観点からの課題等について検討した。

論文

わが国の核燃料サイクルと核不拡散・核セキュリティ(下); 今後の核不拡散・核セキュリティ技術と信頼性向上の課題

持地 敏郎; 千崎 雅生*; 玉井 広史; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.

エネルギーレビュー, 40(8), p.56 - 57, 2020/07

我が国が有するフルスケールの核燃料サイクルを維持するため、IAEA保障措置や核セキュリティの厳格な適用を継続することが必要である。長年にわたる核燃料サイクル、核物質管理等における技術開発の知見・経験を活かし、世界の核不拡散・核セキュリティ強化について科学性,実証性を持った効果的・効率的な推進に向け、新技術の開発や高度化、人材育成及び国際制度の改革等に積極的に取組み、国際社会からの信頼を一層醸成していくことが肝要である。

論文

わが国の核燃料サイクルと核不拡散・核セキュリティ(中); プルサーマルと高速炉研究開発の持続的推進の重要性

持地 敏郎; 千崎 雅生*; 玉井 広史; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.

エネルギーレビュー, 40(7), p.58 - 59, 2020/06

わが国は、IAEA保障措置協定や日米原子力協力協定に基づく厳格な核不拡散の確保はもとより、利用目的のないプルトニウムは持たないとの原則に基づき、内外に透明性を明らかにしつつプルトニウムの平和利用を進めてきた。今後も、核燃料サイクルを推進していくうえで、こうした施策を堅持し、当面のプルトニウム利用をプルサーマルによって維持するとともに、将来的には高速炉サイクルによって大規模かつ長期にわたるエネルギー供給および環境負荷低減を図ることが望まれ、その持続的な研究開発が重要である。

論文

第2章 原子力平和利用と国際関係、2.3核物質の多国間管理構想等 / 第5章 プルトニウムの平和利用と核不拡散、5.1日本のプルトニウム利用政策

玉井 広史

原子力平和利用と核不拡散・核セキュリティ; NSAコメンタリーシリーズ, No.25, p.62 - 68, 2020/06

原子力平和利用における核不拡散・核セキュリティ強化の観点から、核物質の多国間管理構想、日本のプルトニウム利用政策について、これらの取り組みの経緯と今後の課題等をまとめた。

論文

わが国の核燃料サイクルと核不拡散・核セキュリティ(上); 原子力平和利用と核不拡散

持地 敏郎; 千崎 雅生*; 玉井 広史; 岩本 友則*; 石黒 穣*; 北出 雄大; 佐藤 丙午*; 末廣 利恵*; 谷口 富裕*; 深澤 哲生*; et al.

エネルギーレビュー, 40(6), p.58 - 59, 2020/05

原子力平和利用の推進には安全の確保のみならず、核不拡散、核セキュリティの確保が重要であり、これまでわが国は、保障措置対応や核物質防護等に厳格に取り組むとともに、これらに関する技術開発や人材育成等を通じて核不拡散や核セキュリティ能力の強化において国際社会に貢献してきた。しかし、2011年の福島第一原子力発電所事故を契機に、我が国の原子力発電所の再稼働やプルトニウム利用がスムーズに進まない現状から、プルトニウム保有量の増大等に対して核不拡散・核セキュリティ上の懸念が示されている。我が国の核燃料サイクル政策に対する上記のような懸念を吟味し、また、今後の我が国の核燃料サイクル政策の持続的発展のための取組み等について取りまとめた。

論文

第4世代の原子力システムに向けて

岩村 公道

エネルギーレビュー, 24(1), p.24 - 27, 2004/01

第4世代の原子力システムとしてはすでに幾つかの具体的概念が選定されている。しかし、まだ克服すべき課題が多く、これらが実用化するにはさらなる技術進歩が不可欠である。第4世代システムの実用化目標時期である2030年頃までにはまだかなりの時間があるので、今後の研究開発の動向如何では、これら以外の新しい展開もあり得る。より魅力あるシステムを目指して、研究開発の努力を絶やさないことが重要である。ここでは、既に研究開発の俎上にある技術を中心に、現在の第3世代から第4世代原子力システムへの移行期を含めてわが国の原子力利用の長期的な姿を展望するとともに、このような長期的ビジョンを実現するために、何が必要とされているかを考えてみたい。

論文

Activities of design studies on innovative small and medium LWRs in JAERI

岩村 公道; 落合 政昭

Proceedings of 1st Asian Specialist Meeting of Future Small-Sized LWR Development, p.7_1 - 7_9, 2001/00

原研では、持続可能性,エネルギー利用の多様化等の革新的原子炉の目的を達成するため、2種類の中小型軽水炉の研究開発を実施中である。一つは、受動安全性を具備した低減速スペクトル炉で、炉心は中性子の減速を抑えるためMOX燃料稠密炉心から構成され、電気出力は330MW,運転サイクル26ヶ月,転換比1.01,負のボイド反応度係数,60GWd/tの燃焼度を達成した。もうひとつは地域熱供給や海水脱塩等を目指した分散型小型炉で、改良舶用炉MRXをバージに搭載して熱と電気の供給を行う設計と、需要地の地下に立地して熱供給を行う小型炉の設計を実施した。

報告書

新型転換炉ふげん発電所におけるMOX燃料の使用実績について

飯島 隆; 白鳥 芳武; 松本 光雄; 川島 仁*

JNC-TN3410 2000-002, 93 Pages, 2000/01

JNC-TN3410-2000-002.pdf:2.54MB

ふげん発電所は新型転換炉の原型炉であり、熱中性子炉におけるプルトニウム利用において、昭和54年3月の運開以降、これまでに各種の混合酸化物(MOX:Mixed Oxide)燃料集合体を原子炉に装荷するなど、核燃料の多様性を実証してきている。また、運転開始以来、燃料集合体の漏えいは1体もなく高い信頼性を得ており、MOX燃料集合体も700体を超える使用実績を有している。この数は熱中性子炉として、世界最大の使用体数を誇っている。しかしながら、新型転換炉開発についてはその役割が終了しつつあることから基本的に撤退し、「ふげん」については平成15年に運転を停止することが決定されている。そのため、限られた運転期間において、過去の技術開発成果を含め、プルトニウム利用技術やプラント管理技術についてとりまとめたものである。

論文

日本原子力研究所における将来型軽水炉の研究開発

岩村 公道

原子力eye, 46(1), p.19 - 23, 2000/00

日本原子力研究所では、エネルギーの長期的確保を図るため、ウラン資源の有効利用、高燃焼度・長期サイクル運転、及びプルトニウム多重リサイクル等の広範囲なニーズに柔軟に対応できる将来型軽水炉である低減速スペクトル炉の研究開発を進めている。低減速スペクトル炉は、中性子エネルギーを現行軽水炉より高くすることで転換比を増大させている。炉心設計においては、転換比の増大とともにボイド反応度係数を負とするため、燃料格子の稠密化、炉心の扁平化、ブランケットの活用、ストリーミング効果等のアイデアを組み合わせて、最適な炉心概念の創出を目指している。これまでBWRとして、高転換比炉心、長期サイクル型炉心、ブランケット無し単純炉心を、PWRとして、プルトニウム多重リサイクル型炉心の概念を創出した。本炉を実現するためには、今後炉物理研究、熱流動研究、実証試験計画等の検討を進める必要がある。

報告書

水冷却炉におけるPu利用の高度化に関する研究会報告書; 平成11年3月2日, 東京開催

中島 伸也; 落合 政昭

JAERI-Conf 99-014, p.218 - 0, 1999/12

JAERI-Conf-99-014.pdf:11.65MB

軽水炉によるPu利用が本格的に開始されようとしており、今後全MOX炉心、高燃焼、高転換等にかかわる軽水炉によるPu利用の高度化の重要性が高まる。当研究部では、Pu利用の高度化に重点を置いた研究を進めており、関連する研究・開発を行っている大学、機関、電力及びメーカーとの情報交換の機会を持つことは有意義である。当該研究会では基調講演、研究発表6件及び意見交換「Pu利用高度化研究の展望」が行われた。本報告は、これらの発表論文等をまとめたものであり、付録として研究会当日発表者が使用したOHPを収録するとともに、研究会のプログラムならびに参加者名簿を添付した。

論文

High temperature gas cooled reactor development in Japan

菱田 誠; 森 康夫*

Therm. Sci. Eng., 4(1), p.81 - 90, 1996/00

本論文では将来のエネルギー源として、ヘリウムガスタービンによる発電とタービン排熱を民生利用(海水淡水化等)する高温ガス炉を提案する。また、燃料としてはプルトニウムを利用することを提案する。理由は以下のとおり。(1)原子力システムは炭酸ガスを排出しない。(2)高温ガス炉は安全性が高く、かつ熱効率を高くすることが可能である。(3)プルトニウムの燃焼に適した炉型である。(4)ガスタービンからの排熱を民生利用することにより、高い総合熱効率が得られる。(5)立地地域への民生熱利用を行うことにより、ソフト・エネルギーパスとして活用できる。

報告書

A Review of Fast Reactor program in Japan

not registered

PNC-TN1410 93-019, 40 Pages, 1993/04

PNC-TN1410-93-019.pdf:1.35MB

事業団における安全研究は、平成3年3月に作成された安全研究基本計画(平成3年度$$sim$$平成7年度)に基づき、プロジェクトの開発と密接な係わりを持ちつつ推進されてきている。研究分野は、新型転換炉、高速増殖炉、核燃料施設等、耐震、確率論的安全評価、環境放射能、廃棄物処分の7分野で構成され、平成3年度より全分野が新基本計画に移行した。本報告書は、安全研究基本計画に基づいて実施された平成4年度の研究成果に関する調査票を各分科会の検討を経た後、まとめたものである。

論文

軽水炉でのプルトニウム利用に関する研究計画

村主 進; 松浦 祥次郎

日本原子力学会誌, 11(3), p.150 - 157, 1969/00

新しい生産手段が開発されると,それに続いてそれを種々な観点からより効率的に使用するための技術的要請が必然的に起って来る。この要請に基づいての生産手段および使用技術の徹底的な検討と洗練が,また次の新しい技術を開発する動機とも基礎ともなる。この様式の反復によって段階的発展を遂げた技術の例は極めて多いが,原子炉も同様の発展様式をたどっているように見える。たとえば,この2年ばかりの間にも在来型熟中性子炉について,「実用炉の設計」・「動力炉の運転経験」・「燃焼度」・「P$$_u$$利用」等を議題とした国原会議が多数聞かれていることは,一応実用化された在来型炉が技術発展に伴って再検討と洗練の段階に入り始めていることの一端を示すものと考えられる。むしろ,エネルギー変換装置としての原子炉は,その内包する潜在ニネルギーの大きいことと,運転に伴ってさらに新しいエネルギー資源を生成するということのために,従来のものに比して極めて特徴的である。したがって,燃焼および生成Puの利用に関する技術を確立することの比重が大きくなるものと考えられる。

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