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西原 哲夫; Yan, X.; 橘 幸男; 柴田 大受; 大橋 弘史; 久保 真治; 稲葉 良知; 中川 繁昭; 後藤 実; 植田 祥平; et al.
JAEA-Technology 2018-004, 182 Pages, 2018/07
JAEA-Technology-2018-004.pdf:18.14MB
日本における高温ガス炉の研究開発は1960年代後半に開始した。原子力機構は国内メーカーと協力して、システム設計, 燃料, 黒鉛, 金属材料, 原子炉技術, 高温機器, 燃料・黒鉛の照射試験、高温熱利用技術等の研究開発を実施してきた。1990年に日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉HTTRの建設を開始し、1998年に初臨界に達し、その後、様々な試験運転を行い、日本の高温ガス炉技術を確立するとともに、高温ガス炉が有する固有の安全性を実証してきた。本報告書では、高温ガス炉システムの設計例、日本が有する世界最高の高温ガス炉技術及びHTTRの建設、運転保守を通じて得られた知見、熱利用技術について紹介する。
稲辺 輝雄; 関 昌弘; 常松 俊秀
Fusion Engineering and Design, 42, p.7 - 12, 1998/00
被引用回数：5 パーセンタイル：44.25(Nuclear Science & Technology)核融合炉の認許可に耐え得る安全性を確保する観点から、測定される安全原則、安全要件、信頼性確保のための問題点及び必要なR&Dを述べる。安全確保のための基本原則としては、深層防護とALARAの原則が核融合炉の場合にも不可欠と考えられ、特に深層防護の概念に基づく核融合炉のための具体策を例示する。また、同概念に基づく設計の妥当性を確認するための安全解析上の留意点を示す。さらに、使用する材料の信頼性と実証性のあるデータベース、適切な構造設計基準、供用中検査への設計上の配慮、安全解析で仮定する機器の性能や被ばく評価にかかわるソースタームの担保、解析コードの検証等の重要性を指摘し、核融合実験炉ITERの工学設計活動を中心として国際的に進展中のR&D活動に言及する。また、低放射化材料の廃棄物にもたらす優位性を概説し、今後の展望を示す。
関 泰; 斉藤 正樹*; 青木 功; 岡崎 隆司*; 佐藤 聡; 高津 英幸
Journal of Fusion Energy, 12(1-2), p.11 - 19, 1993/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉を一般公衆及び作業員にとって十分に安全で且つ環境的にも受容できるものとするためには、かなりのR&Dが必要となる。核融合実験炉を建設するためには核融合炉の安全許認可手続きが確立されなければならない。安全許認可手続きの確立と並行して、現行の核融合実験炉であるITER/FERの安全解析の不確かさを減らすためのR&Dを実施する必要がある。本文では安全で環境にやさしい核融合実験炉を開発するために必要なR&Dを紹介するものである。
高温ガス炉技術国際シンポジウム実行委員会
JAERI-M 90-103, 399 Pages, 1990/07
原研は、我が国初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)の建設が決定されたのを機会に原子力学会の後援を得て、1990年3月19、20日の2日間東京虎の門パストラルに於いて第1回高温ガス炉技術国際シンポジウムを開催した。本シンポジウムでは、各国の高温ガス炉開発の基本的戦略及び設計の現状、許認可上の重要項目及び関連研究開発を中心に高温ガス炉の現状と展望が討論された。参加国は、日本、バングラディシュ、西独、フランス、シンドネシア、イタリア、中国、スイス、英国、米国及びIAEAで計240人の参加者があった。本報は、本シンポジウムのプロシーディングスとして発表論文等を収録したものである。
石川 雅章*; 泉 文男; 須藤 高史
JAERI-M 84-051, 40 Pages, 1984/03
この報告書は、原子力発電プラント・データベースシステム開発の一環として行われた共同研究の成果について述べるものである。共同研究では、公開されている原子炉設置許可申請書中の安全設計データを中心とするデータに、日本語処理とイメージ処理を適用するデータベースシステムの概念設計を行ったもので、その成果の概要を述べている。
鴻坂 厚夫; 秋元 正幸; 朝日 義郎; 阿部 清治; 村松 健; 新谷 文将; 佐藤 一男
JAERI 1283, 238 Pages, 1982/12
BWR、ECCS性能評価のため原研コードシステムの第1次版が完成した。このコードシステムは想定冷却材喪失事故の全過程を妥当な安全余裕を持って、ECCS、ECCSの性能評価を行うためのものであり、我国のECCS評価基準に従うものである。従ってこれらの計算コードは原子炉設計申請者の評価解析の方法や結果を検査するために使用することもできる。ここで報告されるBWRコードシステムは、分担の異なるいくつかのコードから成る。即ち種々の破断口に対するブローダウン解析用にALARM-B1、HYDY-B1、THYDEーB1があり、再冠水解析用にTHYDEーBREFFLOOD、ヒートアップ解析にはSCORCH-B2が用いられる。コードの内容とともに、実規模BWRについてのコードシステムの性能評価とシステム全体の妥当性についても報告する。
熊崎 由衣
no journal, ,
研究データ利活用協議会(RDUF)の下に設置された「研究データのライセンス検討プロジェクト」小委員会では、2019年3月に研究データに付与する適切な利用条件を選択するためのガイドライン案を策定した。原子力機構はRDUFの機関会員であり、本ガイドラインの機構内での実践を検討している。当該会議のセッションはガイドライン案の実践について議論するものであり、発表者は機構のデータポリシー(データの管理・利活用のための方針)の検討状況とともに、データ公開に際しての判断のポイント及びガイドラインの実践に向けた状況の整理を報告する。これにより、国内での研究データ公開と利活用の促進に資することを目的とする。
