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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

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。

論文

Experiments on the behavior of americium in pyrochemical process

林 博和; 赤堀 光雄; 湊 和生

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 3 Pages, 2005/10

今後の核燃料サイクルの開発には超ウラン元素(TRU)の挙動を理解することが重要である。TRU濃度の高い使用済み燃料に対応可能な乾式再処理法の開発が進められているが、そのTRU挙動基礎データは十分とは言えない。酸素や水分などとの反応性の高い塩化物を用いた乾式再処理プロセスの基礎試験を行うため、放射線遮蔽体を持ち高純度の不活性ガス雰囲気を保つことができるTRU高温化学モジュール(TRU-HITEC)を原研東海NUCEF施設に設置した。TRU-HITECでの乾式再処理プロセスにおけるアメリシウムの挙動研究について紹介する。

報告書

将来炉及び燃料サイクルシステムに関する調査

大滝 清*; 田中 洋司*; 桂井 清道*; 青木 和夫*

JAERI-Review 2005-035, 79 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-035.pdf:4.57MB

我が国の将来炉と燃料サイクルシステムの評価に必要な技術情報を収集するため、低減速軽水炉(RMWR)を含む将来炉とその燃料サイクルシステムについて、1998年度以来調査を行ってきた。調査の内容は、ナトリウム冷却FBRの代替炉と燃料サイクル,プルトニウムリサイクル,使用済燃料再処理と廃棄物処理の3つのカテゴリーに分けられる。本報告書はこれらの調査の概要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

Proceedings of 2004 Symposium on Nuclear Data; November 11-12, 2004, JAERI, Tokai, Japan

田原 義壽*; 深堀 智生

JAERI-Conf 2005-003, 254 Pages, 2005/03

JAERI-Conf-2005-003.pdf:32.21MB

2004年核データ研究会が、2004年11月11日と12日の両日、日本原子力研究所東海研究所において開催された。この研究会は、日本原子力研究所のシグマ研究委員会と核データセンターが主催して開いたものである。口頭発表では、軽水炉及び核燃料サイクルと核データ,ADS開発のための核データ,JENDL-3.3の使用経験とJENDL-4への要望,最近の断面積測定,物質生命科学と核データ,海外の核データニーズと活動についての19件の報告があった。ポスター発表では、21件の発表があり、それらは、核データの測定,評価や評価済核データのベンチマークテスト及び応用等に関するものであった。本報文集は、それらの論文をまとめたものである。

報告書

低減速軽水炉の導入効果と燃料リサイクル条件の影響

立松 研二; 佐藤 治

JAERI-Research 2004-024, 35 Pages, 2005/01

JAERI-Research-2004-024.pdf:9.97MB

低減速軽水炉の利用を含むさまざまな原子力発電と燃料サイクルの将来シナリオを定義し、天然ウラン消費量,使用済み燃料貯蔵量及び再処理設備規模などの核燃料サイクル諸量を定量的に分析した。その結果、以下の所見を得た。低減速軽水炉は正味転換比が1.0を超えれば天然ウランの消費量の際限ない増大に歯止めをかけることが可能である。しかし、FBRに比べて増殖性能が低いため、天然ウランの究極消費量が燃料リサイクルに関する条件により大きく変化する。転換比1.06の低減速軽水炉を用いた分析の結果から判断すると、濃縮ウラン軽水炉を2200年頃までに置換して天然ウラン積算消費量を低めの水準に抑制するためには、核燃料サイクルロスを含めた正味の転換比で1.04以上を実現することが望ましい。このためには、物質ロス率が1.0%及び0.2%の場合でそれぞれ燃料物質の炉外滞在時間を4年及び6年以内にすることが求められる。

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

原研・大学プロジェクト共同研究第四期バックエンド化学プロジェクト共同研究成果報告書

原研・大学プロジェクト共同研究バックエンド化学研究プロジェクト専門部会; 大学・原研プロジェクト共同研究バックエンド化学プロジェクト専門委員会

JAERI-Review 2003-001, 97 Pages, 2003/02

JAERI-Review-2003-001.pdf:8.54MB

原研・大学プロジェクト共同研究「バックエンド化学プロジェクト共同研究」は、平成11年から13年度までの3年間にその第四期として実施され,「アクチノイド元素の核化学的性質と物理化学的性質」,「アクチノイド元素の固体化学と燃料工学」,「アクチノイド元素の溶液化学と分離分析技術」、及び「廃棄物処理と環境化学」という4つの分類テーマのもとに合計16件の研究テーマが実施された。本報告書はその研究成果の概要を取り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。

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

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

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。

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

プルトニウムの利用上の特徴とその課題

新藤 隆一

エネルギー・資源, 14(5), p.419 - 423, 1993/00

プルトニウムは天然には存在しない超ウラン元素であり、$$^{238}$$Uが中性子を吸収して生成する人工の元素である。このプルトニウムには原子炉の設計上重要な$$^{239}$$Pu,$$^{240}$$Pu,$$^{241}$$Pu及び$$^{242}$$Puの4つの同位元素がある。プルトニウムは原子力の平和利用の開始早々から特に高速増殖炉の有効な燃料として注目されてきた。しかし、その実用化には使用済燃料からプルトニウムを抽出する再処理の技術が必要不可欠である。また、$$^{239}$$Puは特に$$^{235}$$Uの有効な代替核分裂性物質であり、臨界質量を小さくできることから同時に核兵器の材料ともなりうることが、その対応上の問題を複雑にしている。本報はこのプルトニウム平和利用について、核的ならびに核燃料サイクル上の特徴を把握し、あわせてその実用化にむけ関連する各種課題について述べたものである。

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。

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