検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 23 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

安全研究センター成果報告書; 平成27年度$$sim$$平成29年度

安全研究・防災支援部門 安全研究センター

JAEA-Review 2018-022, 201 Pages, 2019/01

JAEA-Review-2018-022.pdf:20.61MB

日本原子力研究開発機構安全研究・防災支援部門安全研究センターでは、国が定める中長期目標に基づき、原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究を行っている。本報告書は、安全研究センターの研究体制・組織及び国内外機関との研究協力の概要とともに、安全研究センターで実施している9つの研究分野((1)シビアアクシデント評価、(2)放射線安全・防災、(3)軽水炉燃料の安全性、(4)軽水炉の事故時熱水力挙動、(5)材料劣化・構造健全性、(6)核燃料サイクル施設の安全性、(7)臨界安全管理、(8)放射性廃棄物管理の安全性、(9)保障措置)について、平成27年度$$sim$$平成29年度の活動状況及び研究成果を取りまとめたものである。

報告書

A Guide to introducing burnup credit, preliminary version (English translation)

奥野 浩; 須山 賢也; 龍福 進*

JAEA-Review 2017-010, 93 Pages, 2017/06

JAEA-Review-2017-010.pdf:2.47MB

使用済燃料を取扱う施設の臨界安全管理に対して、燃焼度クレジットを導入することが検討されている。本資料は、今後国内の使用済燃料を取扱う施設において燃焼度クレジットを採用することを目的として、使用済燃料の同位体組成と臨界性の予測に関する技術的現状、安全評価上考慮すべき点、そして規制に関する現状をまとめたものである。この報告書は、燃料サイクル安全研究委員会がJAERI-Tech 2001-055として日本語で刊行した「燃焼度クレジット導入ガイド原案」の英訳である。

報告書

再処理施設の火災時条件におけるRu及びEuの有機溶媒への分配挙動と有機溶媒燃焼時の放出挙動(受託研究)

天野 祐希; 渡邊 浩二; 真崎 智郎; 田代 信介; 阿部 仁

JAEA-Technology 2016-012, 21 Pages, 2016/06

JAEA-Technology-2016-012.pdf:1.81MB

再処理施設における有機溶媒の火災事故時の安全性評価に資するため、共除染工程に存在する放射性元素のなかで比較的揮発性が高い化学形をとる可能性があるRuの溶媒抽出挙動を調査した。Ruについて溶媒中のTBPやTBP劣化物の濃度等の有機溶媒の組成や抽出温度をパラメータとした抽出試験を行い、火災事故時の抽出特性データを取得した。また、火災事故時の各元素の放出特性を把握するため、Ru及び核分裂生成物の代替物質としてEuを抽出した溶媒の燃焼試験を行い、溶媒の燃焼に伴うRu及びEuの放出割合を取得した。

報告書

硝酸ニトロシルルテニウムの熱分解に伴う揮発性ルテニウム化学種の放出挙動の検討

阿部 仁; 真崎 智郎; 天野 祐希; 内山 軍蔵

JAEA-Research 2014-022, 12 Pages, 2014/11

JAEA-Research-2014-022.pdf:1.03MB

再処理施設における高レベル濃縮廃液の沸騰乾固事故時の安全性評価に資するため、揮発性の観点から公衆への影響が大きいと考えられるRuの放出挙動を検討した。Ruは、主に廃液の乾固の進行に伴って気相中へ放出されることが報告されている。本研究では、廃液の乾固段階におけるRuの放出挙動を把握するため、乾固物中に存在すると予想されるRu硝酸塩の熱分解に伴うRuの放出割合を測定するとともにRuの放出速度定数を導出した。この放出速度定数を用いてRu硝酸塩の昇温に伴うRuの放出速度を計算したところ、模擬廃液を加熱したビーカースケール実験で得られたRuの放出挙動を矛盾なく再現できることを確認した。

報告書

Proceedings of the International symposium NUCEF 2005; February 9-10, 2005, Techno Community Square RICOTTI, Tokai-mura, Ibaraki-ken, Japan

NUCEF2005ワーキンググループ

JAERI-Conf 2005-007, 359 Pages, 2005/08

JAERI-Conf-2005-007.pdf:24.79MB

国際シンポジウムNUCEF2005が、2005年2月9日と10日の両日、日本原子力研究所の主催、核燃料サイクル開発機構の共催により、テクノ交流館リコッティ(東海村)で開催された。 本シンポジウムのプログラムは、燃料サイクル安全研究委員会の検討に基づき決められた。放射性廃棄物処分安全,臨界安全を含む核燃料サイクル施設の安全性、及びプロセス開発基礎の研究分野について最新の研究成果等に関する59の発表が行われ、11か国からの239名の参加者により活発な議論が行われた。本報文集は、それらの論文をまとめたものである。

論文

Study on safety evaluation for nuclear fuel cycle facility under accident conditions

阿部 仁; 田代 信介; 森田 泰治

JAERI-Conf 2005-007, p.199 - 204, 2005/08

核燃料サイクル施設の総合的な安全性を評価するためには、放射性物質の放出挙動評価のためのソースタームデータが必要である。本報ではおもにTRACYで取得してきた溶液燃料臨界事故時に対するソースタームデータについて報告する。過渡臨界後約4.5時間の時点におけるヨウ素の放出割合は、過渡臨界直後に調整トランジェント棒を溶液燃料に再挿入した場合で約0.2%、調整トランジェント棒を挿入せず臨界状態を継続させた場合で約0.9%であった。また、逆炉周期が約100(1/s)の場合で、Xe-141の放出割合は90%以上であった。さらに、現在計画中の火災事故に対する研究計画についても言及する。

報告書

原子力安全性研究の現状,平成16年

安全性研究成果編集委員会

JAERI-Review 2005-009, 151 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-009.pdf:31.04MB

日本原子力研究所(原研)は、国の定める原子力エネルギー開発・利用に関する長期計画や安全性研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで、原子力安全性研究を実施している。また、世界共通の原子力安全課題に関する情報の共有を図るとともに、原研の研究を補完する目的で国際協力を実施している。さらに、原子力施設の事故等に際し、国や地方自治体が行う緊急時対応や原因究明等の作業を技術面で支援することは、原研に求められる重要な役割の一つである。本報告書は、平成14年4月から平成16年3月までの2年間に原研において実施された原子力安全性研究の概要及び研究に用いられた施設について記載している。

報告書

Progress of nuclear safety research, 2003

安全性研究成果編集委員会

JAERI-Review 2004-010, 155 Pages, 2004/03

JAERI-Review-2004-010.pdf:16.43MB

日本原子力研究所(原研)は、国の定める原子力エネルギー開発・利用に関する長期計画や安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで、原子力安全性研究を実施している。研究対象の分野は、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究,放射性廃棄物安全性研究,安全性向上及び評価に関する先進技術の研究等である。また、世界共通の原子力安全課題に関する情報の共有を図るとともに、原研の研究を補完する目的で国際協力を実施している。さらに、原子力施設の事故等に際し、国や地方自治体が行う緊急時対応や原因究明等の作業を技術面で支援することは、原研に求められる重要な役割の一つである。本報告書は、平成13年4月から平成15年3月までの2年間に原研において実施された原子力安全性研究の概要及び研究に用いられた施設について記載している。平成13年11月に発生した浜岡原子力発電所1号機の配管破断事故について、原子力安全・保安院による事故調査に協力して実施した配管破断部調査、並びに東京電力の幾つかのBWRで見付かったひび割れが生じた炉心シュラウドについて、原子力安全委員会による安全評価書のレビューに協力して実施した健全性評価の概要も記載した。

報告書

原子力安全性研究の概要; 平成13年度$$sim$$14年度

安全性試験研究センター計画調査室

JAERI-Review 2003-040, 298 Pages, 2004/01

JAERI-Review-2003-040.pdf:24.14MB

日本原子力研究所は、国の安全規制を技術的に支援するために、原子力安全委員会が定める安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで原子力安全性研究を実施している。研究対象の分野は、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究,放射性廃棄物安全性研究,安全性向上及び評価に関する先進技術の研究等である。本報告書は、平成13年4月から平成15年3月までの2年間に原研において実施された原子力安全性研究の概要についてまとめたものである。

報告書

原子力安全性研究の現状; 平成14年

安全性研究成果編集委員会

JAERI-Review 2002-030, 143 Pages, 2002/11

JAERI-Review-2002-030.pdf:16.51MB

日本原子力研究所は、国の定める原子力エネルギー開発・利用に関する長期計画や安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで、原子力安全性研究を実施している。研究内容には、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究,放射性廃棄物安全性研究,安全性向上及び評価に関する先進技術の研究等が含まれる。また国際協力により世界共通の原子力安全課題に関する情報の共有を図っている。本報告書は、2000年4月から2002年4月までの期間に日本原子力研究所において実施された原子力安全性研究を要約したものである。

論文

Design of the ITER tritium plant, confinement and detritiation facilities

吉田 浩; Glugla, M.*; 林 巧; L$"a$sser, R.*; Murdoch, D.*; 西 正孝; Haange, R.*

Fusion Engineering and Design, 61-62, p.513 - 523, 2002/11

 被引用回数:22 パーセンタイル:18.33

ITERトリチウムプラントは、トカマク燃料サイクル設備,トリチウム閉込め及び除去設備から構成される。トカマク燃料サイクル設備は、真空容器浄化ガス処理,トカマク排出ガス処理,水素同位体分離,燃料調整及び供給,外部トリチウム受入れ及び長期貯蔵等の諸工程を含み、トカマクあらゆる運転要求を満たすことができる。また、燃料サイクルの各工程は、トリチウムインベントリーを最小化し、想定されるすべての異常時,事故時の環境へのトリチウム放出を可能な限り低減化できるようにした。トリチウム閉込め設計では、トリチウムが金属材料やプラスチック材料を容易に透過し、室内空気中の水分に速やかに取り込まれて拡散しやすいことから多重閉じ込め方式を採用した。すなわち、トリチウムプロセス機器と配管を第1次障壁として設計し、プロセス機器(トリチウムインベントリーが1g以上の場合)をグローブボックス等の第2次障壁内に設置する。さらに、これらの設備を配置した室の空調換気設備には非常用隔離弁と室内空気浄化設備を備え、万一トリチウムが室内に漏洩したときでもトリチウムを環境に放出することなく速やかに浄化する。トカマク建家,トリチウム建家,ホットセル及び廃棄物建家に、このような閉込め及び除去設備を設置した。

報告書

Proceedings of the International Symposium NUCEF 2001; Scientific Bases for Criticality Safety, Separation Process and Waste Disposal

NUCEF2001ワーキンググループ

JAERI-Conf 2002-004, 714 Pages, 2002/03

JAERI-Conf-2002-004.pdf:69.13MB

本報文集は、2001年10月31日-11月2日に開催された第3回NUCEF国際シンポジウム「NUCEF 2001」における基調講演論文,研究発表論文(口頭及びポスター)を収録したものである。今回のシンポジウムは1995年の第1回(報文集JAERI-Conf 96-003)及び1998年の第2回(報文集JAERI-Conf 99-004)に引き続いて開催されたもので、今回のテーマは「臨界安全性、分離プロセス及び放射性廃棄物処分に関する科学的基盤」である。基調講演及び研究発表は(1)臨界安全性,(2)分離プロセス,(3)放射性廃棄物処分,(4)TRU化学の各分野から計94件であった。

報告書

Progress of nuclear safety resarch; 2001

安全性研究成果編集委員会

JAERI-Review 2001-032, 126 Pages, 2001/10

JAERI-Review-2001-032.pdf:10.42MB

日本原子力研究所は、国の定める原子力エネルギー開発・利用に関する長期計画や安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで、原子力安全性研究を実施している。研究内容には、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究,放射性廃棄物安全性研究,安全性向上及び評価に関する先進技術の研究等が含まれる。また、国際協力により世界共通の原子力安全課題に関する情報の共有を図っている。本報告書は、1999年4月から2001年3月までの期間に日本原子力研究所において実施された原子力安全性研究を要約したものである。

報告書

燃焼度クレジット導入ガイド原案(受託研究)

燃料サイクル安全研究委員会

JAERI-Tech 2001-055, 92 Pages, 2001/07

JAERI-Tech-2001-055.pdf:5.39MB

使用済燃料を取り扱う施設の臨界安全管理に対して、燃焼度クレジットを採用することが検討されている。本資料は、今後国内の使用済燃料を取り扱う施設において燃焼度クレジットを採用することを目的として、使用済燃料の同位体組成と臨界性の予測に関する技術的現状,安全評価上考慮すべき点,そして規制に関する現状をまとめたものである。

報告書

原子力安全性研究の現状; 平成12年度

安全性研究成果編集委員会

JAERI-Review 2000-028, 106 Pages, 2000/11

JAERI-Review-2000-028.pdf:14.37MB

原研における安全性研究は、国の定める原子力研究、開発及び利用に関する長期計画や安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで実施している。11年に東海村で生じた臨界事故は、わが国最大レベルの原子力事故となり、原子力全体の安全確保が厳しく問われている。このような事故原因を技術面のみならず組織面からも明らかにし、再発防止に努めるとともに、防災計画の充実を図ること、燃料サイクル全体の安全性を向上させることが、国民の原子力への信頼を取り戻すうえでも重要である。安全性研究の実施分野は、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究で、放射性廃棄物処理処分に関する研究及び安全性向上のための将来技術の研究開発等を含んでいる。さらに、国際研究機関を中心とした多国間協力や2国間協力により、世界各国共通の原子力安全の課題に対する認識の国際的な共有を図るとともに、研究の効率的推進と研究開発資源の有効利用を図っている。

報告書

Proceedings of the 2nd NUCEF International Symposium, NUCEF '98; Safety Research and Development of Base Technology on Nuclear Fuel Cycle, November 16-17, 1998, Hotel Crystal Palace, Hitachinaka, Ibaraki, Japan

NUCEF'98企画ワーキンググループ

JAERI-Conf 99-004, 712 Pages, 1999/03

JAERI-Conf-99-004-Part1.pdf:25.79MB
JAERI-Conf-99-004-Part2.pdf:13.69MB

本報文集は、1998年11月16-17日に開催された第2回NUCEF国際シンポジウム(NUCEF'98)における基調講演論文、研究発表論文(口頭及びポスター)を収録したものである。今回のシンポジウムは1995年の第1回(報文集JAERI-Conf 96-003)に引き続いて開催されたもので、今回のテーマは「核燃料サイクルにおける安全研究と基盤技術開発」である。基調講演及び研究発表は(1)臨界安全、(2)再処理・群分離、(3)廃棄物管理の各分野から計68件であった。

論文

軽水炉使用済燃料の長期貯蔵がプルサーマル燃料サイクルに与える効果

黒澤 正義; 内藤 俶孝; 須山 賢也; 板原 國幸*; 鈴木 勝男*; 濱田 紘司*

日本原子力学会誌, 40(6), p.486 - 494, 1998/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

日本の原子力開発利用長期計画によると、六ヶ所再処理工場の操業開始は2000年過ぎ、民間第2再処理工場の方針決定が2010年頃とされている。国内処理能力とのバランスを考えると、使用済燃料の貯蔵が増大すると予想される。そこで、使用済燃料の冷却期間の延長がプルサーマル燃料サイクルに与える効果を検討することとした。このため、日本の典型的なPWR燃料について燃焼計算を行うとともに、MOX燃料を用いたプルサーマル炉心の燃焼及び臨界計算を行って、再処理施設の臨界安全やしゃへい設計及びMOX燃料炉心の寿命などに与える影響を評価した。プルトニウム有効利用の点から使用済燃料貯蔵期間は短い方が望ましいと考えられてきたが、本検討の結果、使用済燃料貯蔵期間を30年に延長すると、燃料サイクルの安全性、経済性に多くの利点が期待できる上、プルトニウム有効利用の点でもほとんど不利益のないことが分かった。

論文

NUCEFの現状について

竹下 功

原子力システムニュース, 7(4), p.30 - 36, 1997/03

平成7年初めより行ってきたNUCEFのホット試験における主な成果と今後の計画を概説した。STACYによる臨界実験では、10%濃縮ウラン硝酸溶液を用いた円筒炉心での一連のシリーズを完了し、解析コードの検証作業も並行して行われ、着実に成果があがっている。TRACYでも世界的にも初めての低濃縮ウラン硝酸溶液燃料による過渡臨界試験が開始され、臨界事故時の放射性物質の閉じ込めに係わるエアロゾル測定にも着手した。群分離を含む高度化再処理プロセス等、バックエンド研究施設による実験は、ウラン、RI等を用いた予備的試験が行われ、平成9年度後半から実際の使用済燃料等を用いた本格的な試験に入っていく計画である。

論文

NUCEF program

松元 章

Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management,Vol. 1, p.189 - 194, 1991/00

NUCEFは核燃料サイクルのバックエンドに係る3つの研究テーマ、すなわち、臨界安全性研究、再処理プロセスに関する研究及びTRU廃棄物の安全管理技術に関する研究を行う複合研究計画である。施設は1993年の完成を目標に建設中である。本稿では、それぞれの研究テーマについて実験内容、目的、使用する実験装置の概要を述べている。NUCEF計画の研究成果は、この分野におけるより一層の安全性向上と技術の高度化、新しい技術の創成に寄与することが期待されている。

論文

Nuclear criticality safety design of STACY and TRACY; Two criticality experiments facilities

柳澤 宏司; 竹下 功; 三好 慶典; 杉川 進; 須崎 武則; 館盛 勝一

Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. 2, p.V-65 - V-72, 1991/00

現在原研で建設・整備を進めているNUCEFには、STACY、TRACYと呼ばれる二基の臨界実験装置が設置される。これらの臨界実験装置では硝酸ウラン及び硝酸プルトニウムの溶液燃料を使用するため、これを実験目的に合わせて調製するための核燃料取扱設備を有する。核燃料取扱設備は、再処理施設と同様な6つの工程から構成され、燃料の溶解、濃縮、混合、精製等を行う。本論文では、核燃料取扱設備の臨界安全設計について、その基本方針と設計例について示した。

23 件中 1件目~20件目を表示