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論文

日本の原子力発電の動向

麻生 智一

日本機械学会誌, 107(1029), P. 43, 2004/08

2003年の日本の原子力発電の動向,軽水炉に関する安全性研究及び新型炉の開発状況について解説した。原子力発電は2003年12月末現在で改良型沸騰水型軽水炉(ABWR)を含む沸騰水型軽水炉(BWR)が29基、加圧水型軽水炉(PWR)が23基の合計52基が稼働中である。新規着工として北海道電力泊3号機(PWR)の建設が認可され、東北電力東通1号機(BWR),中部電力浜岡5号機(ABWR),北陸電力志賀2号機(ABWR)と合わせて4基が現在建設中である。東京電力の全原子力発電ユニットが一連の不祥事を受けた点検や定検のために停止し、その他発電所の定検等を合わせた影響で、2003年の年平均設備利用率は57.5%と大きく低下した。軽水炉に関する安全性研究は原子力安全委員会が策定した原子力安全研究年次計画に従い着実に進められた。高温工学試験研究炉(HTTR)では、炉心冷却材(ヘリウムガス)の流量低下に伴って原子炉出力が低下する高温ガス炉固有の安全性が実験的に確認された。また、国際熱核融合実験炉(ITER)計画では、米国,中国,韓国が同計画への参加を表明し、政府間協議でサイトの建設予定地が六ヶ所村(日本)とカダラッシュ(フランス)の2つに絞られた。

報告書

第7回NUCEFセミナー講演報文集; 2004年2月20日,東海研究所,東海村

第7回NUCEFセミナーワーキンググループ

JAERI-Conf 2004-011, 166 Pages, 2004/07

JAERI-Conf-2004-011.pdf:30.39MB

第7回NUCEFセミナーは、2004年2月20日、原研東海研究所において開催された。本セミナーは原研主催,サイクル機構共催で実施した。NUCEFセミナーの目的はNUCEFに関する核燃料バックエンド分野の研究者が討論,情報交換を行い、研究の効率的な推進,国内協力研究の促進に寄与することである。今回のセミナーでは、基調講演,長寿命核種分離研究に関する口頭発表,廃棄物処分安全規制支援研究に関する口頭発表とパネルディスカッション,燃料サイクルと廃棄物処分の安全性研究及び次世代燃料サイクル開発研究に関するポスター発表を行った。口頭発表は15件(提言1件,基調講演1件含む)、ポスター発表は47件であり、セミナー参加者は281名であった。本報文集はこれらの発表の報文を収録するとともに、パネルディスカッションの議論の概要をまとめたものである。

論文

LOCA and RIA studies at JAERI

杉山 智之; 永瀬 文久; 中村 仁一; 更田 豊志

HPR-362, Vol.2, 12 Pages, 2004/05

軽水炉の安全規制に活用されるデータベースを提供するため、原研では、異常時及び冷却材喪失事故(LOCA)や反応度事故(RIA)等の想定された事故条件下における燃料挙動を明らかにするための研究を行っている。LOCA研究では急冷破断試験及び被覆管の酸化速度や機械特性に関する分離効果実験を行っており、照射被覆管を用いた試験に先立ち、運転中の腐食や水素吸収が及ぼす影響を調べる試験を非照射被覆管により実施してきたが、最近、照射被覆管を用いた試験を開始し、結果を得た。RIA研究では、高燃焼度燃料を対象とした一連のNSRRパルス照射実験を行っている。本論文は、原研のLOCA及びRIA研究で最近得られた結果を報告するものである。

報告書

第5回NUCEFセミナー講演報文集; 2001年2月27日, 東海研究所, 東海村

第5回NUCEFセミナーワーキンググループ

JAERI-Conf 2001-015, 92 Pages, 2001/12

JAERI-Conf-2001-015.pdf:13.1MB

第5回NUCEFセミナーは、2001年2月27日原研東海研究所において開催された。NUCEFセミナーの目的はNUCEFに関する核燃料バックエンド分野の研究者が討論,情報交換を行い、研究の効果的な推進,国内協力研究の促進に寄与することである。本セミナーでは、研究分野をTRU基礎科学/廃棄物処理処分,臨界安全性及び核種分離/再処理に分類して口頭発表及びポスター発表を行った。本セミナーの研究発表件数及び参加者は36件(うち1件は基調講演),190名であった。本報文集はこれらの発表について、その概要をまとめたものである。

論文

日本の原子力発電の動向

羽賀 勝洋

日本機械学会誌, 104(993), P. 533, 2001/08

2000年の日本の原子力発電の動向、軽水炉に関する安全性研究及び新型炉の開発状況について解説した。原子力発電は2000年12月末現在で、改良型沸騰水型軽水炉(ABWR)を含む沸騰水型軽水炉(BWR)が28基、加圧水型軽水炉(PWR)が23基、新型転換炉(ATR)が1基の合計52基が稼働中である。また、東北電力女川3号機(BWR)、東北電力東通1号機(BWR)、中部電力浜岡5号機(ABWR)、北陸電力志賀2号機(ABWR)の4基が現在建設中である。2000年は、設備利用率が80.6%と昨年とほぼ同じ水準であった。軽水炉に関する安全性研究は原研において、事故時の核分裂生成物(FP)の放出挙動に関する研究、燃料の高燃焼度化とMOX燃料の利用に対応するための研究等が実施された。高温工学試験研究炉(HTTR)は、1998年11月の初臨界後、2回目の出力上昇試験を2000年4月から開始し30%出力を順調に達成した。また、国際熱核融合実験炉(ITER)計画では、原研の「JT-60」用電源を用いて行われたITER用超伝導パルスコイル実験において、磁場の持つ蓄積エネルギーで世界記録の20倍を達成し、ITER建設に必要なコイル性能の目標値を達成した。

報告書

原子力安全性研究セミナー及び原子炉安全性研究ワークショップ講演集; 2000年11月20-22日,東京

安全性試験研究センター

JAERI-Conf 2001-008, 392 Pages, 2001/07

JAERI-Conf-2001-008.pdf:20.07MB

原子力安全性研究セミナーでは、次期安全研究年次計画の概要、ならびに原子力施設,環境放射能及び放射性廃棄物の各安全性研究分野における原研の研究の進捗と展望が報告された。また原子炉安全性研究ワークショップでは原子炉の高度利用にかかわる安全性研究等の概要が報告された。本報告書は、上記セミナー及びワークショップにおける技術報告の要旨及び使用されたOHPをとりまとめ、講演集としたものである。

報告書

安全性研究専門部会評価結果報告書; 平成12年度事後評価

研究評価委員会

JAERI-Review 2001-024, 35 Pages, 2001/06

JAERI-Review-2001-024.pdf:2.53MB

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、安全性研究専門部会(外部専門家11名で構成)を設置し、東海研究所原子炉安全工学部,燃料サイクル安全工学部,環境安全研究部及び安全試験部の平成7年度からの5年間の研究開発実績について、事後評価を実施した。同部会は、平成12年12月から平成13年2月にかけて、当該部門の研究評価活動を実施した。評価は、事前に提出された評価用資料及び専門部会(平成12年12月11日開催)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,評価の基準等に従って行われた。同部会が取りまとめた評価結果報告書は、研究評価委員会に提出され平成13年3月16日に審議され、妥当と判断された。本報告書は、この安全性研究専門部会による評価結果である。

論文

日本原子力研究所における研究開発のあゆみ

数土 幸夫; 芳野 隆治

電気評論, 86(2), p.41 - 49, 2001/02

日本原子力研究所は、昭和31年6月に設立されて以来、国の計画に従い、科学技術の総合発展に貢献する「先端的な原子力科学技術の研究開発」と原子力のかかわる科学技術の可能性を開拓する「先導的な原子力研究開発」を世界最先端の研究施設を活用して進めている。先端的な原子力科学技術の研究開発では、中性子科学,光量子・放射光科学,放射線利用,物質科学,環境科学,先端基礎,高度計算科学等の研究を推進し、原子力の総合科学としての多様な可能性を追求している。先導的な原子力科学技術では、エネルギー源の安定確保と地球環境と調和のとれたエネルギーシステムの開発を目指し、核融合炉の研究開発,将来型エネルギーシステム研究,高温工学試験研究,安全性研究,保健物理研究等を進めている。本報告では、原研における最近1年間の研究開発の主要な成果を中心に、研究の現状と動向を紹介する。

論文

日本の原子力発電の動向

神永 雅紀

日本機械学会誌, 103(981), p.42 - 43, 2000/08

1998年の日本の原子力発電の動向、軽水炉に関する安全性研究及び新型炉の開発状況について解説した。原子力発電は1999年12月末現在で、BWRが28基、PWRが23基とATRが1基あり、合計52基が稼働中である。3月には、中部電力浜岡5号機(ABWR)の建設が、8月には北陸電力志賀2号機(ABWR)の建設がそれぞれ着工された。1999年の設備利用率は80.6%であった。軽水炉に関する安全性研究は原研においてLSTFを用いた次世代型PWRの重力注入式ECCSに関する実証試験、VEGAによる超ウラン元素の放出挙動に関する研究等が実施された。高温工学試験研究炉(HTTR)は、1999年9月から出力上昇試験が開始された。臨界プラズマ試験装置(JT-60)を用いてITERの定常運転法の開発が進められ、「負磁気シアプラズマ方式」によりプラズマ電流を連続的に流す運転法が世界で初めて実証された。

報告書

第4回NUCEFセミナー講演報文集; 2000年2月18日,東海研究所,東海村

第4回NUCEFセミナーワーキンググループ

JAERI-Conf 2000-012, 52 Pages, 2000/07

JAERI-Conf-2000-012.pdf:5.47MB

第4回NUCEFセミナーは、2000年2月18日原研東海研究所において開催された。本セミナーの目的はNUCEFに関連する核燃料サイクルバックエンド諸分野の研究者が討論、情報公開を行い、研究の効果的な推進、国内研究協力の推進に寄与する場を提供することである。本セミナーでは、研究分野を臨界安全、再処理及び群分離、廃棄物処理処分のテーマで行い、今回は特にJCO臨界事故の重大性を考慮し、臨界安全に関しては、JCO臨界事故の評価をテーマに線量評価を含めたテーマに行った。本セミナーの研究発表件数及び参加者は合計14件(うち1件は特別講演)及び148名(うち原研所外より60名)であった。本報文集はこれらの発表及び討論について、その概要をまとめたものである。

論文

日本原子力研究所における研究開発のあゆみ

数土 幸夫; 長岡 鋭

電気評論, 85(2), p.60 - 68, 2000/02

原研は昭和31年の創立以来、原子力分野における我が国の中核的総合研究開発機関として幅広い研究開発活動を進めてきた。本稿では、原研における最近1年間の研究開発の成果を中心に、研究開発の現状と動向を紹介する。

報告書

第3回NUCEFセミナー講演報文集; 1998年2月24日,東海研究所,東海村

第3回NUCEFワーキンググループ

JAERI-Conf 98-010, 47 Pages, 1998/06

JAERI-Conf-98-010.pdf:2.51MB

第3回NUCEFセミナーは、1998年2月24日、原研東海研究所において開催された。本セミナーの目的は、核燃料サイクルバックエンド諸分野の研究者が討論、情報交換を行い、研究の効果的な推進、国内研究協力の推進に寄与する場を提供することである。セミナーでは、NUCEFに関連する臨界安全、再処理及び群分離、ならびに廃棄物処理処分の研究分野に関して、1件の特別講演と12件の研究発表がなされ、原研内外の研究者によって討論された。本セミナーの参加者は、146名(うち原研外より75名)であった。本報文集は、これらの発表及び討論についてまとめたものである。

報告書

第2回NUCEFセミナー講演報文集; 1996年12月10日、東海研究所、東海村

NUCEFセミナーワーキンググループ

JAERI-Conf 97-002, 28 Pages, 1997/02

JAERI-Conf-97-002.pdf:1.09MB

第2回NUCEFセミナーは、1996年12月10日、原研東海研究所において開催された。本セミナーの目的は、核燃料サイクルバックエンド諸分野の研究者が討論、情報交換を行い、研究の効果的な推進、国内研究協力の推進に寄与する場を提供することである。セミナーでは、NUCEFに関連する再処理及び廃棄物処理処分の研究分野に関して、1件の基調講演と7件の研究発表がなされ、原研内外の研究者によって討議がなされた。本セミナーの参加者は、211名(うち原研外より129名)に達した。本報文集は、これらの発表及び討議について、その概要をまとめたものである。

論文

Effects of breach area and length to exchange flow rates under the LOVA condition in a fusion reactor

高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰

Fusion Technology, 30(3(PT.2B)), p.1459 - 1464, 1996/12

核融合炉の真空容器が破断すると、破断口部に密度差駆動による置換流が形成される。この置換流は放射化したダストを同伴して容器内部から外部へと流れるため、汚染領域の拡大に繋がり、この置換流挙動を把握することは核融合炉の安全上大変重要である。著者らはすでに、核融合炉の真空容器をスケールモデルで模擬した実験装置を使って真空容器破断事象(LOVA)予備実験を行い、破断口位置と置換量との関係を明らかにした。今回は、破断口に直径及び長さの異なる数種類のダクトを取り付けて、破断面積と破断長さが置換流量に及ぼす影響を調べた。その結果、ダクト長さに比例してダクトの摩擦損失が増加するために、置換量は減少することが分かった。また、大口径破断の場合には破断口位置には無関係に置換量は破断面積に比例して増大した。一方、小口径破断の場合には、置換量は破断口位置に依存する傾向を示した。すなわち、真空容器の上部に破断口がある場合には対向流の影響を受けて破断面積の縮小とともに置換量は大きく減少したが、破断口が真空容器側部にある場合には成層流の影響が支配的になり破断面積によらず置換量はほぼ一定値を示した。

論文

Fundamental study of a water jet injected into a vacuum vessel of fusion reactor under the ingress of coolant event

高瀬 和之; 功刀 資彰; 関 泰; 栗原 良一; 植田 脩三

Fusion Technology, 30(3(PT.2B)), p.1453 - 1458, 1996/12

核融合炉の第一壁やダイバータ等のプラズマ対向機器には、除熱のために多数の冷却水配管が組み込まれている。これら冷却水配管が何らかの理由で損傷し、配管内を流れる高温高圧水が真空容器内に噴出した場合、水が高温壁に接触して沸騰・蒸発して急激に容器内圧力が上昇することが考えられる。もし真空容器内圧力が安全装置(ラプチャーディスク)の動作時間よりも速く真空容器の耐圧値に達するならば、最悪事態として真空容器が破損することが考えられる。そこで、核融合炉の真空容器を模擬した予備実験装置を使って、真空容器内冷却材侵入事象(ICE)時の熱流動挙動を定量的に調べた。実験条件は、容器内真空度10Torr以上、容器内壁温度150~250$$^{circ}$$C、高温高圧水の温度80$$^{circ}$$C及び圧力3.5MPaである。その結果、圧力上昇速度は侵入水量に依存するものの、本実験の範囲では0.05MPa/s以下であり安全装置の動作時間を十分確保できることが分かった。また、水衝突面の温度分布から噴出水の衝突面上の影響範囲と噴出水量との関係を明らかにした。さらに、一次元の2相流計算の結果、ICE時の容器内圧力変動は数値的に予測できることを示した。

報告書

第1回NUCEFセミナー講演報文集; 1996年2月23日、東海研究所、東海村

NUCEFセミナーワーキンググループ

JAERI-Conf 96-013, 81 Pages, 1996/08

JAERI-Conf-96-013.pdf:3.78MB

第1回NUCEFセミナーは1996年2月23日、原研東海研究所において開催された。本セミナーの目的は、核燃料サイクルバックエンド諸分野の研究者が討論、情報交換を行い、研究の効果的な推進、国内研究協力の推進に寄与する場を提供することである。セミナーでは、NUCEFに関連する再処理(群分離及び関連基礎化学を含む)、廃棄物管理並びに臨界安全の研究分野に関して5件の基調講演と18件の研究発表がなされ、原研内外の若手研究者を中心に討議がなされた。このセミナーは、原研の若手職員が中心となって企画したものであり、参加者は181名(うち原研外より90名)に達した。本報文集はこれらの発表及び討議についてその概要をまとめたものである。

報告書

Proceedings of the First NUCEF International Symposium:NUCEF'95; Engineering Safety of Nuclear Fuel Cycle Facility(October 16-17,1995,Hitachinaka,Ibaraki,Japan)

NUCEF'95企画調整部会

JAERI-Conf 96-003, 210 Pages, 1996/03

JAERI-Conf-96-003.pdf:9.19MB

本報文集は、1995年10月16日~17日に開催された第1回NUCEF国際シンポジウム(NUCEF'95)における講演論文の全てとパネル討論の議事概要等を収録したのである。「核燃料サイクル施設の工学安全」をテーマとして、(1)核燃料サイクルの安全性に関する現状と重要課題、(2)核燃料サイクルに関する安全性研究の展望、(3)NUCEFにおける安全性研究の概要、(4)臨界安全、(5)事故評価と確率論的安全解析、(6)放射能放出低減化に関する研究とデータベースの6セッションで、合計14件の講演が行われた。また、パネル討論では、「核燃料サイクル分野における安全性研究課題とNUCEFの活用」に関して論じられた。

報告書

配管信頼性実証試験技術報告書

機器信頼性研究室

JAERI-M 93-076, 438 Pages, 1993/05

JAERI-M-93-076.pdf:14.56MB

原研は科技庁からの受託試験として、昭和50年度から平成4年度まで、特別会計事業として配管信頼性実証試験を実施している。本報告書は大型試験装置を用いた平成2年度まで約16年間の研究成果を体系的にまた包括的にまとめた。試験目的は、軽水型発電プラントの1次冷却系配管は(1)供用期間中健全であること、(2)破断の可能性はないこと、(3)万一破断しても周辺機器へ重大な影響を与えないことを実証することである。そのため、上記目的に対応して(i)配管疲労試験、(ii)配管不安定破壊試験、(iii)配管破断試験、(iv)計算コードによる解析および評価を実施し、所期の目的を達成した。

報告書

Proceedings of the 2nd JAERI Symposium on HTGR Technologies; October 21 $$sim$$ 23, 1992, Oarai, Japan

高温ガス炉技術国際シンポジウム実行委員会

JAERI-M 92-215, 687 Pages, 1993/01

JAERI-M-92-215.pdf:23.58MB

平成4年10月22,23の両日茨城県大洗町で「第2回高温ガス炉技術国際シンポジウム」が原研主催で、かつ、IAEA、科学技術庁、日本原子力学会の後援のもとに開催された。本報は、本シンポジウムで発表された計47件の論文とHTTRに関連した研究成果のパネル展示11件を収録し、「第2回高温ガス炉技術国際シンポジウム」のプロシーディングとしてまとめたものである。本シンポジウムでは、各国の高温ガス炉計画の現状と見通し、安全性、運転経験、燃料及び熱利用を中心に、招待講演3件を含む計47件の論文が発表され、参加者は海外からバングラディシュ、ドイツ、フランス、インドネシア、中国、スイス、ポーランド、ロシア、英国、米国、ベネズエラ、IAEAの計11ヶ国、1国際機関及び日本からの約280名であった。又、高温ガス炉がいかに地球環境保全に貢献できるかについて、パネル討論が行なわれた。

論文

BWRおよびPWR・LOCA条件におけるジェット放出試験

磯崎 敏邦; 宮園 昭八郎

日本原子力学会誌, 29(8), p.724 - 731, 1987/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:79.94(Nuclear Science & Technology)

本報は、日本原子力研究所で実施したジェット放出試験結果について述べてある。この試験はBWRおよびPWR・LOCA条件のもとで、4インチ管,6インチ管,8インチ管を用い、放出口からターゲット板までの距離を変えて実施したものである。ターゲット板上の最大圧力および最大圧力分布を評価するための実験式を提示した。さらに、配管圧力とジェット衝突力との関係について考察を加えた。

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