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高速炉研究開発部門
JAEA-Evaluation 2015-006, 43 Pages, 2015/09
JAEA-Evaluation-2015-006.pdf:1.15MB
JAEA-Evaluation-2015-006-appendix(CD-ROM).zip:21.35MB
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24年12月6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24年4月2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18年1月1日改正、平成21年8月19日改正)等に基づき、「高速炉サイクル技術の研究開発」に関する事前評価を高速炉サイクル研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、高速炉サイクル研究開発・評価委員会は、原子力機構が想定する第3期中長期計画期間(平成27年度
平成33年度)の達成目標、実施項目等を聴取し、第3期中長期計画策定に反映すべき意見の取りまとめを以って事前評価とした。本報告書は、高速炉サイクル研究開発・評価委員会より提出された事前評価の「評価結果(答申書)」等をまとめたものである。
船坂 英之; 此村 守; 川妻 伸二
JNC TN1200 2001-002, 209 Pages, 2001/01
JNC-TN1200-2001-002.pdf:7.84MB
2000年5月29日6月l日の4目間にわたり、ロシア・モスクワ市内の政府迎賓館において開催された、ロシア原子力省主催(MlNATOM)の「大規模エネルギー源として経済的で核不拡散性があり固有の安全性と環境への安全性を備えた原子炉及び核燃料サイクル」セミナーに参加した報告である。
西田 隆太朗*; 西村 務*; 阿部 隆*; 綿谷 茂; 坂本 圭史*; 別府 紘一*
PNC TJ1058 98-003, 138 Pages, 1998/02
試験期間は5年以上におよぶ超長期の試験は、地層処分システムの性能評価モデルおよびデータの信頼性の向上、ならびに処分場候補地の地元住民や国民に対する地層処分システムの安全性の明示に有効であることから、米国、ベルギーを始めとして各国で実施されている。これら海外で実施されている超長期の試験のうち、我が国の地層処分システムに結果を適応することができるものは極めて少なく、我が国の地層処分システムに対応した超長期試験を早急に実施する必要がある。このような背景から、本研究は我が国の地層処分システムに対応した超長期の試験の概念の検討を目的として実施する。今年度は、各国で実施されている超長期試験の文献調査、我が国の地層処分システムの性能評価で必要と考えられる超長期試験の抽出、各試験の概念検討等を実施した。
大坪 章; 羽賀 一男; 片岡 一
PNC TN9000 93-007, 68 Pages, 1993/10
昭和63年7月にフロンティア新原子動力研究グループが設立されてから、FBR開発の新たな展開を求めて活動を行っている。現在までの活動結果に基づいて検討を行った結果、技術的実現性及び社会的要求から可搬型高速炉の開発が、動燃の将来計画として好ましいという結論に達した。この可搬型炉は深海及び宇宙用に用いるものである。本報告書では、この可搬型高速炉の開発スケジュールを立てるとともに、開発項目及び内容について検討を行った。本開発スケジュールでは、現在より約15年後に10-40kWeのNaK冷却の地上試験炉を建設することを中心にしている。この試験炉はまず深海炉研究を行った後に、一部システムの改造を行い宇宙炉研究をおこなうためのものである。この開発スケジュールに基づき、現時点から地上試験炉を建設して深海炉研究を終了するまでの今後約20年間の、予算及び人員計画を立てた。この間必要な予算は総額約150億円、必要な技術者は約20名ということになった。このような可搬型高速炉の開発研究のためには、窒化物燃料、無人運転、高温材料等の技術開発を行うことになるが、これらの技術開発は動燃が行っているFBR実用化路線を大いに促進するものである。
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PNC TN1410 93-019, 40 Pages, 1993/04
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。
環境技術課*
PNC TN9080 93-002, 26 Pages, 1992/12
大洗工学センター(以下「センター」という)の今後の業務展開の中で放射性廃棄物の管理を見通した場合、(1)「常陽」MK-III計画の遂行等による新型動力炉開発、(2)「もんじゅ」燃料等の照射後試験(PIE)を通し高性能燃料・材料の開発、(3)そのため燃材施設等ホット設備更新及び(4)原子炉施設及び核燃料施設の老朽化対応等、従来の「センター」の廃棄物処理計画になかった廃棄物が発生する。これらの廃棄物発生予測に対し、中央廃棄物処理場(以下「中廃」という)の有効利用を図りつつ将来の貯蔵量増大等に対応するためには、基本的には「センター」内で減容処理等の適切な前処理が不可欠である。これらの課題に対応するため、今回「センター」における放射性廃棄物管理の現状と今後の方策についてとりまとめた。
榎戸 裕二
PNC TN9080 92-002, 31 Pages, 1992/02
大洗工学センターの今後の業務展開において発生する放射性廃棄物の中には、従来の大洗工学センターの廃棄物の概念に無かったデコミなどによって生ずる、高レベル、大型かつ多量の廃棄物が発生する。一方、従来からセンターでは処理できない廃棄物が現在多量に各施設に蓄積、保管され未処理の状態であり、今後増加の一途をたどる。これらの廃棄物は、形状、放射性、発生量共にセンターの現行の管理機能では対処できないものであると同時に、現行でも貯蔵満杯が近い将来予想される中廃の処理・貯蔵計画にも大きなインパクトを与える。更にその時期が平成810年であり、速やかに以下の対応を図る必要がある。
宮原 顕治; 山村 修; 高橋 啓三; 杉山 俊英; 山本 徳洋; 池田 久
PNC TN8440 91-022, 42 Pages, 1991/04
仙台において,1991年4月15日から4月18日にかけて,燃料再処理及び廃棄物の取扱に関する第3回国際会議"RECOD'91"が,海外からの参加者160名を含め約620名の参加のもと開催された。本会議において,山村 再処理副工場長から"東海再処理工場の運転経験"と題した口頭発表を行った。発表では,1971年に東海再処理工場の建設を開始してから今日までの経緯の概要を説明すると共に,特に,1988年から1989年にかけて行った計画停止期間中の改良工事及びその結果,更に,東海工場の将来展望等について説明を行った。本レポートは,この発表に用いた予稿及び口頭発表原稿並びにスライド原稿を取りまとめたものである。
桜井 直行; 石田 順一郎; 小泉 勝三; 飛田 和則; 北村 高一; 野村 紀男
PNC TN9080 91-002, 31 Pages, 1990/12
大洗工学センター安全管理部では、当部の現在かかえている問題点を解決し、今後の役割について検討を行うとともに、我々が実施すべき研究開発項目を明確にするため、安全管理部中期計画作成W/Gを1990年7月に組織した。本W/Gは約半年間にわたり安全管理部の現状認識と、今後の対応、改善策について幅広い角度から検討した。本計画書の内容は、「現状認識」、「計画の立案一重点項目の検討」より構成されている。検討に当たっては、1985年に東海事業所で作成された「安全管理部中長期計画」を参考とした。今後の安全管理部の発展を期待し業務を遂行するうえで、本資料を参考にしていくものとする。また、本計画は今後とも定期的に見直しを行う必要があるとともに計画の進捗度を常に点検し確認することが肝要である。
石原 豊秀
保健物理, 9(4), p.243 - 249, 1974/04
原子力利用における安全性の向上、放射線防護のための測定法の確立などに資するための工業標準化の気運が最近急速に醸成されてきた。このような状況にかんがみ、本法では、わが国の工業標準化推進長期計画、工業標準化についての国際機関の活動状況、および放射線(能)関係のわが国の工業標準化の現状と今後の進め方などについて述べた。
野村 和則
no journal, ,
高レベル放射性物質研究施設(CPF)において、これまで実施してきた高速炉再処理技術開発の成果概要及び現在の研究開発活動の概要、並びに施設中長期計画におけるCPFの位置づけと今後について報告する。
