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報告書

水冷却型増殖炉の核特性に関する検討結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 栗原 国寿

JNC-TN9400 2000-037, 87 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-037.pdf:3.48MB

水冷却型増殖炉の核特性の特徴を把握するために、公開文献に基づいて沸騰軽水を冷却材とした炉心、それをベースに冷却材を非沸騰重水及び非沸騰軽水に置換した炉心、ならびに高速炉の代表炉心として大型Na冷却MOX燃料炉心の仕様を設定し、基本的な核特性の比較検討を実施した。高速炉用非均質セル計算コードSLAROMと軽水炉解析に汎用的に用いられているSRACの解析結果を比較し、転換比・中性子スペクトル・エネルギー領域別反応割合・1群断面積等について、両コード間の差は小さく、高速炉核特性評価システムが水冷却型増殖炉の基本的核特性の検討に適用可能であることを確認した。SLAROMコードを用いて上記4種類の炉心の核的パラメータ及び増殖性に見られる相違を考察した。冷却材の変更によって、中性子スペクトル・$$eta$$値・主要エネルギー領域等が変化する傾向を把握した。水冷却型増殖炉では、冷却材中に存在する水素(または重水素)の影響で低エネルギー成分の中性子束が高速炉に比べて増大し、その結果、主要エネルギー領域が低エネルギー側に移行し、核分裂性核種の$$eta$$値が低下するが、MOX燃料を稠密に配置して増殖性を担保する設計であることが理解できた。Pu同位体組成が増殖特性に及ぼす影響をSRACコードの燃焼解析機能を用いて検討し、Pu-240含有率が大きい組成のPuを装荷した場合には転換比が大きく算定される傾向にあることを定量的に評価した。臨界性及び反応率比に対する感度解析により、沸騰軽水冷却増殖炉では、高速炉に比べて、1KeV以下のエネルギー領域における感度が増加することがわかった。断面積不確かさに起因する核設計予測精度評価については、現在核データセンターで共分散データの見直し中であるため、現状の共分散データを用いて暫定解析結果を得た。見直し後の最新共分散データを用いた内部転換比予測精度評価が今後の課題である。

報告書

物質収支評価コードの開発 Object指向型コードの開発と解析例(I)

岡村 信生; 米澤 重晃

JNC-TN9400 2000-034, 48 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-034.pdf:1.56MB

現在、FBR(Fast Breeder Reacotr)の実用化を目指した研究開発が進められており、社会に受け入れられる核燃料サイクルを構築するために幅広い技術を対象に調査・研究が行われている。再処理に関しては、以前は使用済燃料からUとPuを効率よく取り出すことが課せられた唯一の課題であったが、現在、核燃料サイクルシステムを構築する上で再処理に求められる事項は多岐にわたり、それらの要求へ十分に答えていく必要に迫られている。再処理技術の幅広い検討の一環として、LWR(Light Water Reactor)とは異なりFBRでは低除染の燃料が許容されることから湿式再処理のみではなく乾式再処理の研究が始まり、溶融塩や液体金属を用いた電解・抽出、元素間の蒸気圧差を利用した揮発・凝縮等の様々な手法を組み合わせたプロセスが提案されている。乾式再処理は湿式再処理ほど実証プラントの経験が多くないため、工学規模のプラントを考える上ではプロセスフロー等に未だ多くの検討余地がある。そこで乾式再処理システムの設計を行う上で最も基本となる物質収支を解析・評価する時には、工程の追加等の変更に対して柔軟に対応する必要がある。本研究は、この要求を満たす乾式再処理の物質収支評価コードを開発することを目的としている。

報告書

プルトニウム利用技術に関する調査(5) 次世代型BWRの炉心特性調査

平野 靖*; 笹川 勝*; 佐伯 潤*; 八木 誠*

JNC-TJ9440 2000-007, 43 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-007.pdf:1.73MB

軽水炉プルサーマル利用技術をはじめ軽水炉技術の将来動向を的確に把握し、FBR導入戦略の検討評価に適切に反映してゆく目的で、大間原子力発電所を含めABWRならびに将来導入が期待される高燃焼度BWRに関する国内外の研究開発動向を調査し、炉心特性(酸化物ウラン燃料装荷炉心、1/3MOX燃料装荷炉心、フルMOX燃料装荷炉心)、プラント特性、経済性、技術的課題、実用化見通し時期等を整理した。ABWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、現行燃焼度燃料条件(取出45,000MWd/t)、及び高燃焼燃料条件(取出60,000MWd/t)で、公開コードであるSRACを用いて炉心特性データを解析評価した。これら、調査結果は炉型シナリオ評価に反映される計画である。主な成果は下記の通りである。(1)大間原子力発電所を含めABWRならびに高燃焼度BWRに関する国内外の研究開発動向について公開文献等の記載事項を調査・整理した。(2)ABWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、取出燃焼度45,000MWd/t、及び60,000MWd/tの条件で、取出燃料の燃料組成データを評価し燃料サイクルシナリオ検討用データとしてまとめた。

報告書

超臨界圧軽水冷却高速炉の大出力化の検討

越塚 誠一*

JNC-TJ9400 2000-011, 102 Pages, 2000/03

JNC-TJ9400-2000-011.pdf:2.71MB

超臨界圧軽水冷却高速炉の大出力化の可能性を検討するため、大型の高温超臨界圧軽水冷却高速炉(SCFR-H)の設計研究を行った。臨界圧軽水冷却炉は現在の火力ボイラーの主流である貫流型直接サイクルを採用し、超臨界水を冷却材とすることで、現行の軽水炉と比較してシステムの大幅な簡素化、コンパクト化および熱効率の向上が可能になる概念である。本検討にて、ブランケット上昇流冷却型SCFR-H、ブランケット下降流型SCFR-H及び高出力型SCFR-Hの3種類の炉心を設計した。いずれも熱効率が43%を超え、冷却材密度係数を正に保ちつつ電気出力1600MWを上回る概念である。熱中性子炉であるSCLWR-H(電気出力1212MW)と、同一の原子炉圧力容器内径の条件の下に比較検討し、電気出力で最大約1.7倍増加できることが示された。出力増大という観点からは、燃料配置を稠密にできる高速炉の方が、十分な減速材領域を必要とする熱中性子炉よりも出力密度を高めることができるため有利である。すなわち、超臨界圧軽水冷却炉では、高出力を目指した高速炉にすればさらに経済性が向上すると結論できる。

報告書

プルトニウム利用に関する海外動向の調査(99)

太田垣 隆夫*

JNC-TJ1420 2000-004, 159 Pages, 2000/03

JNC-TJ1420-2000-004.pdf:4.82MB

欧州諸国と日本においては、核物質を最大限に利用するという目的の下、使用済燃料管理戦略として再処理オプションが執られたが、高速炉開発の大幅な遅れによって、再処理で回収されたプルトニウムは軽水炉でリサイクルされることになった。欧州においては既に多くのプルトニウム・リサイクル実績があることから、本調査では以下の項目について、フランス、ドイツ、英国、ベルギー、スイス等の主要国における1999年末現在までのプルトニウム・リサイクル状況を調査した。(1)主要国におけるプルトニウム・リサイクルの基本政策と現状 フランス、ドイツ、英国、ベルギー、スイス、およびブルトニウムの一部をリサイクルしようとする動きが最近見られるスウェーデン、といった欧州の主要国のバックエンド政策および使用済燃料管理の状況を調査し、その中でのプルトニウム・リサイクルの位置付けと開発の現状を総合的に分析・評価する。(2)MOX燃料加工、再処理に関する計画および実績 海外のMOX燃料加工計画、加工実績および再処理計画、再処理実績に関するデータを調査し、まとめる。(3)プルトニウム在庫 世界各国のプルトニウム在庫に係わるデータを調査・集計する。

報告書

多様な高速炉炉心のための核特性解析手法の研究

山本 敏久*; 北田 孝典*; 田川 明広*; 丸山 学*; 竹田 敏一*

JNC-TJ9400 2000-006, 272 Pages, 2000/02

JNC-TJ9400-2000-006.pdf:9.69MB

多様な高速炉炉心の核特性に対する解析予測精度の向上を目的として、以下の3つの項目について検討を行った。第1部高速炉心の中性子スペクトルの誤差評価と計算精度向上策の検討高速実験炉「常陽」で用いられているスペクトルアンフォールディング法の精度を向上するため、初期推定スペクトル誤差を詳細に分析し、各々の誤差の大きさを定量的に評価するとともに、各誤差を積み上げることによって、より合理的な初期推定スペクトル誤差を評価することを試みた。検討の結果、初期推定スペクトル誤差に起因する誤差は相対的に小さく、断面積誤差に起因する誤差がほとんどであることがわかった。また、核分裂スペクトルの影響によって、数MeV以上の高速中性子束に無視できない量の誤差を生じることがわかった。第2部ガス冷却高速炉の解析手法に関する検討ガス冷却高速炉では、通常のNa冷却炉に比べて、冷却材チャンネルが体積割合に占める比率が大きく、顕著な中性子ストリーミング効果が現れることが予想される。一方、Na冷却炉用に提唱されている既存の手法では、冷却材チャンネルと平行な方向の拡散係数が無限大となり、そのまま適用することができない。本研究では、Kohlerが提唱した軸方向バックリングを考慮した方向依存拡散係数の概念を拡張し、ガス冷却炉でも正確に中性子ストリーミング効果が評価できる手法の検討を行った。第3部水冷却高速炉の解析手法に関する検討低減速の水冷却炉に対して、解析手法の違いによりどの程度計算結果に影響が現れるかについて検討を行った。軽水炉においては、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果が強い空間依存性を持つことが知られており、燃料ペレットを複数の領域に分割して評価する手法が用いられている。水冷却高速炉においても、冷却材として水を使用する以上、同様の問題が現れる可能性がある。検討の結果、燃料ペレット中の重核種の自己遮蔽効果の空間依存性は小さく、燃料領域を1領域として扱っても、臨界性、転換比ともに解析精度には問題が出ないことが確認された。

報告書

オーバーパック設計の考え方

本間 信之*; 千葉 恭彦*; 棚井 憲治

JNC-TN8400 99-047, 54 Pages, 1999/11

JNC-TN8400-99-047.pdf:3.16MB

本報では、高レベル放射性廃棄物の地層処分の人工バリアを構成する要素のうち、オーバーパックについて、第2次とりまとめにおいて提示した炭素鋼オーバーパックの仕様例に対する設計の考え方を中心に、複合オーバーパックの概念の紹介も含め、設計要件、構造設計、製作性および検査性の観点から検討を行った結果を報告するものである。まず、人工バリアの構成要素としてのオーバーパックに求められる設計要件および設計の前提条件をまとめた。候補となる炭素鋼材料については、一般に鍛鋼、鋳鋼、圧延鋼などが用いられるが、軽水炉の圧力容器等にも使用実績の豊富な鍛鋼を選定した。次に炭素鋼オーバーパックについて、処分後に想定される荷重条件の設定を行い、耐圧厚さを決定した。加えて、腐食量の検討から想定寿命期間中の腐食厚さを求め、さらに、腐食に影響を及ぼす地下水の放射線分解防止のためのガラス固化体からの放射線の遮へいに必要な厚さを検討したうえで、オーバーパックの必要板厚を求め、炭素鋼オーバーパックの仕様例として提示した。板厚は190mmとなり、第1次取りまとめ時(平成3年)に設定した仕様と比較して、30%の低減となった。また、オーバーパックを実際に製作し、操業時の利用に当たり考慮されるべきいくつかの点、すなわちガラス固化体の封入、本体および封入溶接部の検査、ハンドリング機構等について、現状の技術をベースに検討を行い、検討すべき課題の抽出と今後の見通しをまとめた。複合オーバーパックの概念については、炭素鋼オーバーパックとの設計の考え方の相違点を中心に紹介した。最後に、今後のオーバーパックの研究開発において検討されるべき課題およびその見通しをまとめた。

報告書

平成11年度研究開発課題評価(事前評価)報告書 評価課題「高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究」

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。

報告書

プルトニウム利用に関する海外動向の調査(98)

太田垣 隆夫*

JNC-TJ1420 99-002, 138 Pages, 1999/03

JNC-TJ1420-99-002.pdf:3.87MB

欧州諸国と日本においては、核物質を最大限に利用するという目的の下、使用済燃料管理戦略として再処理オプションが執られたが、高速炉開発の大幅な遅れによって、再処理で回収されたプルトニウムは軽水炉でリサイクルされることになった。欧州においては既に多くのプルトニウム・リサイクル実績があることから、本調査では以下の項目について、フランス、ドイツ、英国、ベルギー、スイス等の主要国における1998年末現在までのプルトニウム・リサイクル状況を調査した。(1)主要国におけるプルトニウム・リサイクルの基本政策と現状 主要国のバックエンド政策および使用済燃料管理の状況を調査し、その中でのプルトニウム・リサイクルの位置付けおよび関発の現状を総合的に分析・評価する。(2)MOX燃料加工、再処理に関する計画および実績 海外のMOX燃料加工計画、加工実績および再処理計画、再処理実績に関するデータを調査し、まとめる。(3)プルトニウム在庫 各国のプルトニウム在庫に係わるデータを調査・集計する。

報告書

動力炉・核燃料開発事業団研究開発課題評価委員会平成10年度新規研究開発課題評価用資料

not registered

PNC-TN1000 98-004, 21 Pages, 1998/07

PNC-TN1000-98-004.pdf:0.86MB

東海再処理工場は、これまでの約20年間の操業運転及び関連する研究開発により、軽水炉燃料再処理が安定して行えることを国内において実証してきたところであるが、東海再処理工場を今後とも研究開発の場として活用してゆくことは、ホットフィールドの有効利用の観点で重要である。○高燃焼度燃料再処理に関するフィールド試験原子力発電所においては燃料の高燃焼度化、高富化度化(MOX、FBR燃料)の方向にあり、したがって、これらの燃料の再処理研究に重点を移してゆくことが今後の東海再処理工場の重要な使命となる。このため東海再処理工場本体を用いた本技術開発を、小型試験設備における補完データ採取と併せて実施してゆく。当面の課題としては、これらの燃料のひとつの方向である高燃焼度化に対する再処理工程への影響調査を行っていく。○運転保守技術改良に関するフィールド試験従来東海再処理工場の安定運転を主たる目的として実施してきた運転・保守技術の効率化については、将来の高燃焼度、高富化度燃料の再処理が行われる再処理工場においても重要なテーマである。このため、これらの運転・保守技術に関して、高燃焼度燃料再処理研究に移行する東海再処理工場において、さらなる改良項目の摘出あるいは解決を行っていく。

報告書

各種リサイクル概念の経済性比較

小藤 博英; 小野 清

PNC-TN9410 98-066, 67 Pages, 1998/06

PNC-TN9410-98-066.pdf:2.05MB

高速増殖炉の経済性目標の妥当性を検討するため、現在の国内の状況を反映した各種燃料サイクル概念の発電コストを推定試算し、経済性の比較・検討を行った。燃料サイクル概念としては、軽水炉ワンススルー、軽水炉-再処理、プルサーマル、高速増殖炉の4つのシナリオを設定した。燃料サイクル各ステージの単価は、極力現状の国内の実質的な値を使用することに努めた。これらの単価の設定が本報告書のポイントである。発電コスト試算の結果、国内におけるリファレンスケースと考えた軽水炉-再処理シナリオは8.2円/kWh、ワンススルーシナリオは7.5円/kWh、プルサーマルシナリオは8.2円/kWhとなった。これら3者は同一の原子炉を想定したことから、発電コストの差は燃料サイクル費の差である。ワンススルーと再処理シナリオのフロントエンド費用は同等であり、また使用済燃料や高/低レベル廃棄物の埋設費は燃料サイクル費の中で占める割合が小さいことから、両者の発電コストの相違はほぼ再処理費相当分となる。プルサーマルシナリオではウラン関連費用が節約されるが、MOX燃料加工費がウラン燃料加工費に比べて高いことから、燃料サイクル費全体としてはほぼ相殺され、再処理シナリオと同等となった。FBRシナリオは現状技術では軽水炉-再処理シナリオの約1.6倍の13.3円/kWhと試算されるが、今後の研究開発により約6.7円/kWhへの削減が見込まれる。これらの試算によりFBRの経済性目標の妥当性は確認されたが、今後の軽水炉サイクルの動向やFBRサイクルの研究開発の進展に伴い、随時評価を見直していくことが必要である。

報告書

ファインマン-$$alpha$$法による実効増倍率測定(3)

毛利 智聡; 大谷 暢夫

PNC-TN9410 98-056, 72 Pages, 1998/06

PNC-TN9410-98-056.pdf:1.98MB

臨界工学試験室では、核燃料施設の臨界安全管理に有効な未臨界度モニターの開発を進めている。これまで、重水臨界実験装置(DCA)を測定対象として、ファインマン-$$alpha$$法による重水減速体系の未臨界度測定研究が実施され、核燃料施設で問題となる低い実効増倍率体系の未臨界度を検知できることが確認されている。ここでは、核燃料施設において一般的な軽水減速体系に対しても、未臨界度の検知が可能であることを確認するため、DCAの未臨界度測定試験炉心にウラン燃料およびMOX燃料を装荷した軽水減速体系を対象として未臨界度測定実験を実施した。測定の結果、中性子計数率の低い軽水減速体系においても、実効増倍率が0.623$$sim$$0.870の範囲で、未臨界度を示す$$alpha$$値の検出が可能であることが確認された。また、実効増倍率の0.05$$sim$$0.10程度の差異を検知できることも確認された。輸送計算コードTWODANTおよびモンテカルロ計算コードKENO V.aを用いて試験体系の$$alpha$$値を計算し測定データと比較した。$$alpha$$値から評価した実効増倍率の計算値と測定値の差は13%以下であり、未臨界度モニターとしては十分な精度で$$alpha$$値が求まることが確認された。ファインマン-$$alpha$$法が、低い実効増倍率の軽水減速体系でも未臨界度測定手法として有効であることが明らかとなった。

報告書

プルトニウム多重リサイクルによる同位体組成変化の解析

小藤 博英; 小野 清

PNC-TN9410 97-100, 49 Pages, 1997/10

PNC-TN9410-97-100.pdf:1.48MB

軽水炉を利用したプルトニウムリサイクルが検討されている中、複数回のリサイクルによるプルトニウムの同位体組成の劣化が懸念されている。一方、高速増殖炉(FBR)や高速炉(FR)の特性として、同位体組成が劣化したプルトニウムの有効利用方策としての価値が注目されている。本報告書では、原子炉単基としてのプルトニウム同位体組成の変化に関する特徴をとらえるために幾つかのリサイクルパターンを想定して、概略的な解析を行った。軽水炉プルサーマルのみを用いてプルトニウムの多重リサイクルを行うと、核分裂性プルトニウム割合の低下等の同位体組成の劣化が顕著であるが、FBRの炉心燃料とブランケット燃料を利用することにより同位体組成の回復傾向が示された。また、FRにおいては、軽水炉やプルサーマルとある一定の基数割合を構成することにより、定常的なプルトニウム消費を継続できることが示された。FBRの存在意義としては天然ウラン資源の有効利用等種々のメリットが挙げられるが、その内の一つとしてプルトニウムの同位体組成の劣化への対応策としての価値が見い出されたと言える。

報告書

「ふげん」安全解析

竹内 道雄; 松本 光雄; 森川 豊

PNC-TN1410 97-039, 99 Pages, 1997/10

PNC-TN1410-97-039.pdf:2.25MB

原子力発電所の安全性向上は重要な命題である。そのため、安全評価についても、原子力発電所の建設および試運転を開始する前はもちろんのこと、その供用期間を通じて運転経験および安全上重要な新しい知見に照らして、包括的、かつ体系的に実施することが肝要である。ここでは、最新の技術的知見に照らして、「ふげん」の安全解析を実施した結果について報告する。その結果、「ふげん」は、固有の安全性と安全確保のために設計した設備により安全性が確保されていることが再確認できた。

報告書

大規模・実時間ベースシステムの開発(1)-基本概念と機能-

尾崎 禎彦; 須田 一則; 吉川 信治; 小澤 健二

PNC-TN9410 96-101, 40 Pages, 1996/04

PNC-TN9410-96-101.pdf:1.73MB

原子力プラントの安全性,信頼性向上を目的とした運転制御の高度化,知能化の観点から,プラントで人間(運転員,保守員)が運転制御,保守において果たしている役割を人工知能で代替することを目指し,平成3年から原子力クロスオーバー研究の一環として自律型プラントの開発を進めてきている。自律型プラントにおいては,運転制御,保守保全に係わる人工知能や知的ロボットが必須であるが,それらが有効,かつ,適応的に稼働するためには,プラントに関する膨大な量の知識,情報の中から,必要な知識,情報が適切な形,タイミングで遅滞なく,これら人工知能や知的ロボットに与えられる必要がある。自律型プラントにおける知識ベースの特徴として,原子力プラントの設計,運転,保守といったプラントの全ライフサイクルをカバーする多様で,大規模なものとなること,そして,プラント運転制御の使用に耐え得る実時間性が保証されたものであることが必要となる。この知識ベースの,正にこの大規模であることと実時間性との両立が可能となる知識ベースの構築,運用手法,方式の開発が愁眉の課題となっている。大規模実時間知識ベースシステム構築に関する研究開発は,平成6年度からのクロスオーバー研究第2期の中で実施に着手された。平成7年度には,自律型プラントにおける人工知能の役割を整理し,また,過去の軽水炉での事故例における事象進展に対応した運転員操作を整理,分析し,自律型プラントという人工知能システムでの知識ベースに期待される機能と課題について検討した。自律型プラントにおける大規模・実時間知識ベースの基本概念と機能に関して,特に,診断を含めたプラント運転制御における診断推論機構と知識,また,大規模と実時間の両立のための知識の共有化と動的合成,再配列,さらには,未知,未経験事象への対応という点からの学習による知識の更新(修正)の必要性を明らかにした。本報告では,軽水炉での事故例の整理,分析結果を含めてこの知識ベースの基本概念と機能についての検討結果を報告する。

報告書

平成3.4年度安全研究成果(安全研究年次計画登録課題)(廃棄物処理分野を除く)

not registered

PNC-TN1410 94-052, 181 Pages, 1994/06

PNC-TN1410-94-052.pdf:5.58MB

水炉の安全性に関する研究〔新型転換炉〕高燃焼時及び負荷追従時におけるMOX燃料の健全性及びふるまいに関する照射試験運転時の異常な過渡変化におけるMOX燃料の健全性及びふるまいに関する研究反応度事故条件下における照射済MOX燃料の破損挙動に関する研究統計的手法の適用による冷却材喪失事故時安全裕度評価手法に関する研究新型転換炉のシビアアクシデントに関する研究高速増殖炉の安全性に関する研究燃料破損時の運転手法最適化に関する研究線源の評価及び抑制に関する研究安全機能の重要度分類に関する研究安全評価事象の区分と想定に関する研究リスクプロファイルの分析と安全目標に関する研究反応度係数評価手法の研究高燃焼燃料炉心の定数と核特性に関する研究高速増殖炉燃料の定常条件下での破損限界に関する研究破損燃料の運転判断基準に関する研究構造・材料強度のデータベースに関する研究他13核燃料施設の安全性に関する研究未臨界測定システム開発に関する研究プルトニウム取扱い施設の臨界管理に関する研究核燃料施設における中性子線量評価に関する研究材料及びその加工法の耐食安全性に関する研究プルトニウム閉じ込め機能に関する研究センサー及び耐放射線性材料の研究核燃料施設における放射線防護の最適化に関する研究排気中放射性物質連続監視法に関する研究遠隔作業技術の信頼性向上に関する研究供用期間中検査技術の向上に関する研究遠隔配管継手に関する信頼性向上研究抽出工程異常診断技術に関する研究不溶解残渣取扱いに関する研究溶媒劣化に関する基礎研究使用済燃料の溶解に関する研究他12放射性物質輸送の安全性に関する研究UF6の熱的特性に関する研究原子力施設の耐震安全性に関する研究流体-構造物連成振動解析に関する研究プルトニウム取扱施設における設備・機器の耐震性研究原子力施設の免震構法に関する研究(建物及び機器免震)原子力施設等の確率論的安全評価等に関する研究新型転換炉運転経験データの分析・評価高速増殖炉の信頼性評価手法に関する研究再処理施設の信頼性評価手法の開発及び改良高速増殖炉についての確率論的安全評価の実施高速増殖炉機器システムの地震時損傷度評価手法に関する研究高速増殖炉の炉心損傷事故過程の評価手法に関する研究再処理施設への確率論的安全評価の適用研究環境・線量研究大気放出放射性物質の沈着・再浮遊に関する研究気体状放射性物質の環境中

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。

報告書

Prospects for FBR commercial plants

not registered

PNC-TN1100 93-008, 26 Pages, 1992/12

PNC-TN1100-93-008.pdf:0.81MB

None

報告書

核燃料技術開発部紀要

笹尾 信之; 松本 精夫

PNC-TN8410 91-091, 95 Pages, 1991/03

PNC-TN8410-91-091.pdf:3.97MB

本報告書は核燃料技術開発の1990年度の研究開発の中で、ある程度のまとまりをみたテーマに関する論文集であり、核燃料、レーザー、材料等の広い分野にわたる研究開発が述べられている。なお各々のテーマについては、それぞれ単独の報告書が作成されているが、ここにそれらをダイジェスト版的にまとめたものである。

報告書

IAEA 保障措置基準(1991-1995)

太田 猛男*

PNC-TN1420 91-001, 258 Pages, 1990/11

PNC-TN1420-91-001.pdf:9.24MB

(1)IAEAは,原子炉施設,再処理施設など施設区分に応じた統一した保障措置を行うため,保障措置基準(計画・実施・評価)の整備を行っており,91年から新基準を適用することとし,各施設に対しこの新基準に沿った保障措置アプローチの改定を要求してきている。(2)しかし,保障措置の実施はあくまで施設付属書(FA)を含む保障措置協定により管理される必要があり,施設の設計の現状,計量管理システムの現状,施設運転計画・工程への影響技術開発の現状さらには現在のFAの論理構成など広範囲に検討をする必要があり,新基準の早急な適用,安易な適用を行うべきではない。(3)なによりも,保障措置の信頼性の確保,効率化の観点から新基準の適用問題は議論をすべきと考える。(4)一方で,査察対象の施設や核物質量の増加および施設の大型化,自動化に対応するため,新基準では,無通告ランダム査察ゾーン査察など保障措置の新しい概念の動向を踏えた視点,又封じ込め監視機器と核物質の非破壊測定器との組合せにより大幅な非立会査察化が期待できる技術開発のポイントを指差する視点も含まれている。(5)この意味では,新規施設では,新基準に則した設計およびそのための技術を行う必要があると考える。(6)いずれにしても,新基準を理解する事は,有益かつ重要であると考え,その概要を紹介し,日英対訳と合わせて本書を編集した。

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