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報告書

原子力科学研究所における原子力施設管理の継続的改善活動(2021年)

施設管理最適化タスクフォース

JAEA-Technology 2022-006, 80 Pages, 2022/06

JAEA-Technology-2022-006.pdf:4.24MB

2020年4月1日の原子炉等規制法改正とその経過措置を経て2020年度から始められた新しい原子力規制検査制度(新検査制度)に的確に対応するとともに、その運用状況を施設管理の継続的改善に反映していくため、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所に「施設管理最適化タスクフォース」を設置し、2020年11月から課題の整理及び改善策の検討を行った。2021年のタスクフォース活動では、新検査制度の基本方策の一つ「グレーデッドアプローチ」を考慮しつつ、「保全重要度分類とそれに基づく保全方式及び検査区分」並びに「施設管理目標(保安活動指標PI)の設定及び評価」について課題を整理した上で具体的な改善提案を取りまとめた。これら検討結果については、原子力科学研究所の所管施設(試験研究炉、核燃料使用施設、放射性廃棄物取扱施設)の施設管理に適宜反映し、その運用状況を踏まえ更なる改善事項があれば、翌年度以降の活動に反映していくこととする。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の試験・運転と技術開発(2019年度)

高温工学試験研究炉部

JAEA-Review 2021-017, 81 Pages, 2021/11

JAEA-Review-2021-017.pdf:2.53MB

HTTR(高温工学試験研究炉)は、日本原子力研究開発機構大洗研究所で建設された熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cの我が国初の高温ガス炉である。HTTRの目的は高温ガス炉技術の基盤の確立及び高度化のための試験研究であり、現在まで、安全性実証試験、長期連続運転及び高温ガス炉の研究開発に関する各種実証試験を実施しており、高温ガス炉の実証試験並びに運転・保守に係る実績を有している。2019年度は、2011年東北地方太平洋沖地震以来運転停止しているHTTRの運転再開に向けての活動を昨年度に引き続き継続している。運転再開のためには、2013年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準への適合性確認が必要であり、対応する原子炉設置変更許可申請に対する監督官庁への対応を行っている。本報告書は、2019年度に実施された新規制基準への対応、HTTRの運転・保守管理状況、実用高温ガス炉に向けた研究開発、高温ガス炉関係の国際協力の状況等についてまとめたものである。

論文

Evaluation of radiation effects on residents living around the NSRR under external hazards

求 惟子; 秋山 佳也; 村尾 裕之

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021115_1 - 021115_11, 2020/04

NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)は、TRIGA-ACPR型(Annular Core Pulse Reactor: 円環炉心パルス炉; GA社製)の研究炉で、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。福島第一発電所の事故後の新規制基準において、研究炉は施設のリスクに応じた規制(グレーデッドアプローチ)が行われている。グレーデッドアプローチを適用するにあたってNSRR施設のリスクレベルを明らかにするため、外的事象によって受ける周辺の公衆の放射線影響について評価した。そのうち、地震及び地震に伴って発生する津波並びに竜巻によってNSRRの安全機能を喪失した場合の影響評価の結果について報告する。評価の結果、地震及びそれに伴って発生する津波並びに竜巻よってNSRRの安全機能を喪失した場合においても、周辺の公衆の実効線量が5mSv/eventを下回ることから、NSRR施設のリスクが小さいことを確認した。

論文

Evaluation of the radiation effects of residents living around the NSRI under the external hazards

求 惟子; 秋山 佳也; 村尾 裕之

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)は、TRIGA-ACPR型(Annular Core Pulse Reactor:円環炉心パルス炉; GA社製)の研究炉で、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。福島第一発電所の事故後の新規制基準において、研究炉は施設のリスクに応じた規制(グレーデッドアプローチ)が行われている。グレーデッドアプローチを適用するにあたってNSRR施設のリスクレベルを明らかにするため、外的事象によって受ける周辺の公衆の放射線影響について評価した。そのうち、地震及び地震に伴って発生する津波並びに竜巻によってNSRRの安全機能を喪失した場合の影響評価の結果について報告する。評価の結果、地震及びそれに伴って発生する津波並びに竜巻よってNSRRの安全機能を喪失した場合においても、周辺の公衆の実効線量が5mSv/eventを下回ることから、NSRR施設のリスクが小さいことを確認した。

報告書

高温工学に関する先端的基礎研究の成果及び今後の計画

HTTR利用研究委員会

JAERI-Review 2001-016, 232 Pages, 2001/05

JAERI-Review-2001-016.pdf:12.01MB

高温工学試験研究炉(HTTR)を用いる照射研究である「高温工学に関する先端的基礎研究」の成果と今後の計画についてまとめた。本研究は、高温で広い照射空間が利用できるというHTTRの特徴を生かして、一連の先端的な高温照射研究を行うものである。原研は、大学及び研究機関の協力を得て、平成6年度以来、(1)新素材・材料開発分野、(2)放射線化学・核融合関連分野、(3)高温照射技術・その他原子力関連分野について、予備試験を実施してきた。HTTR利用研究委員会は、予備試験の研究成果や方法論、今後の計画について検討するとともに、HTTR熊射試験及び環射後試験のための設備の整備について検討を進めてきた。本報告書は、約7年間にわたる予備試験及び設備整備の成果についてまとめを行うとともに、今後の計画の概要を明らかにしたものである。

報告書

低減速スペクトル炉の研究

岩村 公道; 大久保 努; 嶋田 昭一郎*; 碓井 修二*; 白川 利久*; 中塚 亨; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 和田 茂行*

JAERI-Research 99-058, p.61 - 0, 1999/11

JAERI-Research-99-058.pdf:3.3MB

低減速スペクトル炉は、中性子エネルギーを現行軽水炉よりも高くすることで転換比を増大させ、ウラン資源の有効利用、高燃焼度・長期サイクル運転、及びプルトニウム多重リサイクル等を目指した将来型水冷却炉である。炉心設計では、転換比の増大とともにボイド反応度係数を負とするため、燃料格子の稠密化、炉心の扁平化、ブランケットの活用、ストリーミング効果等の基本的な炉心設計上のアイデアを組み合わせた。これまでBWR型炉として、高転換比炉心、長期サイクル炉心、ブランケットなしの炉心を、PWR型炉として、高転換比炉心、プルトニウム多重リサイクル炉心の概念を創出した。本報告書は、研究目的、国内外の動向、原理及び特徴、炉心概念設計の現状、及び今後の研究開発計画等、低減速スペクトル炉の研究成果をまとめたものである。

報告書

NERI(Nuclear Energy Research Initiative)計画で採択された研究課題の概要

岩村 公道; 大久保 努; 碓井 修二*; 嶋田 昭一郎*; 鍋島 邦彦; 白川 利久*; 角田 恒巳; 石川 信行; 鈴土 知明; 中塚 亨; et al.

JAERI-Review 99-017, 60 Pages, 1999/08

JAERI-Review-99-017.pdf:2.94MB

NERI(Nuclear Energy Research Initiative)とは、米国エネルギー省(DOE)が1999会計年度から19M$の予算で開始した公募型研究プログラムである。NERI計画の目的は、米国における原子力科学技術のインフラストラクチャーを維持・発展させ、原子力分野での国際競争力を確保することにある。DOEは1999年5月にNERI計画初年度分の研究課題として45件を採択した。採択課題は以下の5項目の研究分野に分類できる。(1)核不拡散型原子炉・燃料サイクル関連、(2)新型炉関連、(3)先進燃料関連、(4)核廃棄物管理の新技術関連、(5)原子力基礎科学研究関連。NERIは米国政府が出資する戦略的な原子力研究開発計画であり、その動向は日本国内の原子力産業界はもとより原研等の原子力研究機関における研究開発の将来計画にも影響を及ぼすと考えられる。本報は、NERI採択課題の要旨を分析しまとめたものである。

論文

第15回プラズマ物理と制御核融合に関するIAEA国際会議

関 泰; 三間 圀興*; 小川 雄一*

日本原子力学会誌, 37(3), 206 Pages, 1995/00

1994年10月スペインのセビリヤで開かれた第15回プラズマ物理と制御核融合に関するIAEA国際会議における全体的な印象ならびにITERおよび炉概念、炉工学技術についてのまとめを報告するものである。

報告書

改良舶用炉MRXの概念設計

原子力船研究開発室

JAERI-M 91-004, 532 Pages, 1991/02

JAERI-M-91-004.pdf:13.82MB

原研では1983年より継続して、将来の魅力的な舶用炉の実現を目指して改良舶用炉の設計研究を進めている。現在二つの舶用炉概念を固めたところである。一つは砕氷舶用の100MWtのMRX(Marine Reactor X)であり、もう一つは深海潜水調査船用の300kWeのDRX(Deep-sea Reactor X)である。これらの炉は、高度の受動的安全性確保と小型化を実現するために、一体型PWR、原子炉容器内装型制御棒駆動装置、原子炉容器水漬式格納容器受動的崩壊熱除去システムを採用したところに特徴がある。本報告書はMRXの設計を集大成したものである。

報告書

受動的安全性を高めた加圧水炉SPWRの概念設計

新型炉検討特別チーム

JAERI-M 89-208, 322 Pages, 1989/12

JAERI-M-89-208.pdf:8.66MB

1100MWtのSPWR2基を一つの炉建屋に収容した700MWeの発電プラントの概念設計を行い、プラント全体にわたり実現性評価を含む統合的な検討を行った。即ち、炉本体(炉容器、主循環ポンプ、蒸気発生器、ポイズンタンク、等)、炉心・燃料、プラント主要系統、補助系統、制御系統に、炉特性(炉心核特性、動特性)解析を行った。また、SPWRを特徴づけるポイズンタンク上部インターフェースとしての水圧作動弁については、1/2モデルの弁を試作して基礎試験を実施し、その実現性を確認した。

報告書

JRR-3改造炉の核計算(少数群定数)

岩崎 淳一; 市川 博喜; 鶴田 晴通

JAERI-M 84-159, 147 Pages, 1984/09

JAERI-M-84-159.pdf:3.44MB

JRR-3改造計画の一環として、20%濃縮U・Alx燃料を用いた炉心の核設計を行った。本報告書は、その結果に使用した、炉心および反射体内各領域での臨界計算用少数群断面積、炉心軸方向バックリングおよび制御棒境界条件について説明している。

報告書

Reactor Engineering Department Annual Report; April 1,1983-March 31,1984

松浦 祥次郎*

JAERI-M 84-138, 246 Pages, 1984/08

JAERI-M-84-138.pdf:7.07MB

昭和58年度における原子炉工学部の研究活動状況をまとめた。原子炉工学部の研究は、多目的高温ガス炉の開発、核融合炉の開発、及び動燃事業団による液体金属高速増殖炉の開発に密接に関連するものが多い。核データと群定数、炉理論とコード開発、積分実験と解析核融合ニュートロニクス、遮断、原子炉計装、炉制御と異常診断、保障措置、及び炉物理に関する研究委員会活動の各分野にわたり当該年度に得た多くの成果を述べる。 炉工年報編集委員会(58年度)松浦祥次郎、中原康明、西村秀夫、大部誠、西田雄彦、秋野藤義、寺田博海、島崎潤也、長谷川明、前川洋、吉原文夫

報告書

ニュークリア・フローティング・アイランド構想に関する検討評価

村田 浩; 武谷 清昭*; 両角 実

JAERI-M 8559, 91 Pages, 1979/11

JAERI-M-8559.pdf:3.1MB

我が国のエネルギー源が大幅な石油依存から脱却するには当面原子力以外考えられないにもかかわらず、人工密度の高い我が国において原子力施設の立地は今後深刻な問題になるものと予想される。そこで新立地として我国をとり囲む海上に原子力エネルギーセンタを置く構想を検討し、その技術的可能性について調査、検討を行った。前提として、日本の沖合い20km、水深150mの海域に現存最大規模の加圧水型原子力発電所を置くことを想定した。この海上プラントは半潜水式の浮体を海底に係留する方式が適当で、面積は140m$$times$$140m、総排水量は約30万トンとなり、現在の技術の延長で建造し得ることが分った。又、このような海上プラントで生産される2次エネルギーを陸上に輸送する方式についても見通しが得られた。

口頭

Whole-core Monte Carlo burnup calculation for RBWR by parallel computing

三輪 順一*; 日野 哲士*; 光安 岳*; 長家 康展

no journal, , 

革新的BWRの一つである資源再利用型沸騰水型軽水炉RBWRの核設計の検証のため全炉心モンテカルロ計算を実施した。この計算は、連続エネルギーモンテカルロコードMVPと内製の熱水力計算コードを用いた核熱結合計算とMVP-BURNコードを用いた燃焼計算を含んでいる。RBWRに対するこのような計算は、膨大なメモリサイズと膨大な計算時間の観点から非常に困難な計算である。典型的なメモリサイズは、デスクトップPCクラスタの1CPU当り10ギガバイトのオーダーであった。このクラスタを用いた並列計算によりRBWRの平衡炉心の特性を計算したところ、全計算時間は約20日であった。デスクトップPCクラスタでもRBWRに対する設計計算が可能であることが実証できた。

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