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天本 一平
テキスト「核燃料サイクル」(インターネット), 10 Pages, 2012/12
核燃料サイクルのうち、「世界のウラン資源とわが国のウラン調達」、及び「ウラン探鉱, 採鉱, 製錬」についての解説を行っている。すなわち、「世界のウラン資源と我が国のウラン調達」は、まず、資源としてのウラン、及びその開発の進め方について説明し、次にウラン資源を供給源別に分類する方法を記している。さらに、世界のウラン分布状態、各国のウラン鉱床、各国のウラン生産状況、及びウラン価格を示し、最後に今後の展開について述べている。「ウラン探鉱, 採鉱, 製錬」については、ウラン探鉱の技術的な流れ、ウラン採鉱の技術的分類と採掘法、及びウラン製錬について、ウラン鉱石の処理から中間製品である四フッ化ウラン製造に至るまでのプロセスについて、概説している。
吉田 一雄; 林 和也*
日本原子力学会和文論文誌, 9(1), p.60 - 70, 2010/03
日本原子力学会の「核燃料施設事故影響評価手法調査専門委員会」では、日本原子力研究開発機構からの委託を受けて、核燃料施設のPSA手法のうち、特に事故時の影響評価のための解析手法に重点をおいて確率論的安全評価(PSA)に適用可能な解析手法の現状を調査した。調査は、核燃料施設でのPSA適用に向けた課題を検討し、これにより、定量的性能目標の策定,リスク情報を活用した安全管理/規制の参考となる情報を得ることを目的としている。核燃料施設で想定される主要な異常事象(臨界,火災,爆発,溶液沸騰)において、施設外に放出される放射性物質の量を評価するための手法を中心に調査した。本報では、再処理施設の溶液沸騰でのエアロゾル発生割合に関する基礎的な実験データとこれに基づく試解析について述べる。
吉田 一雄; 阿部 仁; 山根 祐一; 田代 信介; 村松 健
JAEA-Research 2007-047, 70 Pages, 2007/06
JAEA-Research-2007-047.pdf:5.63MB
日本原子力研究開発機構では、核燃料施設の確率論的安全評価(PSA)手法整備の一環として、社団法人日本原子力学会に委託し「核燃料施設の事故影響評価手法に関する調査」を実施した。本調査は、核燃料施設(主として再処理施設及び燃料加工施設)でのPSA適用に向けた課題を検討し、これにより、定量的性能目標の策定,リスク情報を活用した安全管理/規制(RIR)の参考となる情報を得るとともに、関係者間での共通認識の醸成に資することを目的としている。調査にあたっては、日本原子力学会が「核燃料施設事故影響評価手法」調査専門委員会を組織し、核燃料施設において想定される主要な異常事象(臨界,火災,爆発等)において放出される放射性物質の環境への上限的な影響を評価するための手法を中心に調査を実施した。本報告書は、日本原子力学会「核燃料施設事故影響評価手法」調査専門委員会が、平成18年度に実施した調査の結果をまとめたものである。
吉田 一雄; 阿部 仁; 山根 祐一; 田代 信介; 村松 健
JAEA-Research 2007-002, 127 Pages, 2007/03
JAEA-Research-2007-002.pdf:6.64MB
日本原子力研究開発機構安全研究センターでは、核燃料施設の確率論的安全評価手法整備の一環として、社団法人日本原子力学会に委託し「核燃料施設の確率論的安全評価に関する調査」を実施した。本調査は、核燃料施設でのPSA適用に向けた課題を検討し、これにより、定量的性能目標の策定,リスク情報を活用した安全管理/規制(RIR)の参考となる情報を得るとともに、関係者間での共通認識の醸成に資することを目的としている。調査にあたっては、日本原子力学会が「核燃料施設事故影響評価手法」調査専門委員会を組織し、核燃料施設において想定される主要な放射性物質の環境への放出を伴う異常事象(臨界,火災,爆発等)の環境への上限的な影響を評価するための手法を中心に調査を実施した。本報告書は、日本原子力学会「核燃料施設事故影響評価手法」調査専門委員会が、平成17年度に実施した調査の結果をまとめたものである。
吉田 一雄; 阿部 仁; 山根 祐一; 田代 信介; 村松 健
JAEA-Research 2006-085, 81 Pages, 2007/02
JAEA-Research-2006-085.pdf:5.42MB
日本原子力研究開発機構安全研究センターでは、核燃料施設の確率論的安全評価手法整備の一環として、社団法人日本原子力学会に委託し「核燃料施設の確率論的安全評価に関する調査」を実施した。本調査は、核燃料施設でのPSA適用に向けた課題を検討し、これにより、定量的性能目標の策定、リスク情報を活用した安全管理/規制(RIR)の参考となる情報を得るとともに、関係者間での共通認識の醸成に資することを目的としている。調査にあたっては、日本原子力学会が「核燃料施設事故影響評価手法」調査専門委員会を組織し、核燃料施設において想定される主要な放射性物質の環境への放出を伴う異常事象(臨界,火災,爆発等)の環境への上限的な影響を評価するための手法を中心に調査を実施した。本報告書は、日本原子力学会「核燃料施設事故影響評価手法」調査専門委員会が、平成16年度に実施した調査の結果をまとめたものである。
共用炉物理コー*
JNC TJ9420 2001-007, 167 Pages, 2001/03
JNC-TJ9420-2001-007.pdf:6.07MB
これまで、日本の各大学や公的な研究機関等で開発された炉物理コードやデータは、個々に管理されており、利用目的や機能及びデータ形式の違いなどにより、必ずしも国内の利用者が共通して便利に利用できる状況にはなっていない。このため、利用者の目的に応じたコードへの入出力の改良やコード間のインターフェイスの作成に少なからぬ労力がかけられている。また、コードの新規開発や改良作業に伴う検証計算なども、開発サイドや利用者が個々に行っていることが多く、それらが国内の利用者に共用させることは少ない。一方、欧米では、大学や公的な研究機関が開発したコードをインターネットなどの通信網を利用して、即座にコードシステムに取込み、利用者が共通して利用できる環境を整える努力が永年にわたり成されており、特にヨーロッパではイギリス、フランス、ドイツなど国家の枠を越えて共同して炉物理コードシステムを作成している。日本で公開される多くの炉物理コードに関しても、共通のデータフォーマットやインターフェイスなどを整えることにより、機能や情報の相補効果が期待され、幅広い利用に応えられる共用コードシステムを構築することができれば炉物理の研究環境は大幅に改善され、研究効果も上がるだろう。また、最近の情報技術(IT)を利用すれば、システムの最新情報の発信、利用マニュアルの配布、システムの分散開発、共通検証データの閲覧などを効率的に行うことがでよう。本専門委員会では、このような共用コードシステムの開発の可能性を検証するため、コード開発者と利用者を集めて、国内外の炉物理コードの現状や利用者の要求などを調査し、将来の共用コードシステムのあり方について議論を行った。本報告書は今までの炉物理部会の活動および委員会でのそれらの貴重な議論が無駄にならないように纏めたものである。これらの議論を基に今後具体的なコードシステム構築の活動が始まることを期待している。
石野 栞*; 寺井 隆幸*; 奥 達雄*; 荒井 長利; 林 君夫; 伊藤 久義; 矢野 豊彦*; 本橋 嘉信*; 北村 隆行*; 筑本 知子*; et al.
JAERI-Review 99-019, 238 Pages, 1999/08
JAERI-Review-99-019.pdf:14.88MB
本報告書は、HTTRによるセラミックス系新素材の照射試験計画を効率的に遂行するため、関連研究動向、HTTR照射試験方法等の調査・検討を、原子力学会に委託した結果をまとめたものである。高温超伝導材料、高温半導体の照射改質、耐熱セラミックス複合材料の照射損傷のほか、新規テーマ(超朔性セラミックス材料の照射効果、変形・破壊のシミュレーション等)を対象とした。本調査により、各研究テーマの目標・意義、HTTR照射試験方法等が明らかになった。本調査は、高温工学に関する先端的基礎研究について、さらに詳細な計画を立案し、実施してゆくための重要な基礎を構築したものである。
日本原子力学会*
JNC TJ1400 2005-011, 199 Pages, 1988/07
JNC-TJ1400-2005-011.pdf:6.88MB
高レベル放射性廃棄物地層処分の安全性を評価するうえでは、その長期性と広域性を伴う不確かさをいかに取り扱うかが鍵を握っているといっても過言ではない。
吉田 一雄
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、核燃料施設の確率論的安全評価(PSA)手法整備の一環として、社団法人日本原子力学会に委託し「核燃料施設の事故影響評価手法に関する調査」を実施した。調査にあたっては、日本原子力学会が「核燃料施設事故影響評価手法」調査専門委員会を組織し、核燃料施設(主として再処理施設)において想定される主要な異常事象において放出される放射性物質を評価するための手法,利用可能な基礎的データ等を中心に調査した。その結果、内的事象で想定される事故シナリオでは、おおむね適切な評価結果を得ることができるが、地震時等の外的事象を想定した事故シナリオでは、解析に必要な情報が不足しており、これらの情報を得るための実験的研究が必要であると考えられる。
吉田 一雄
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、核燃料施設の確率論的安全評価手法整備の一環として、社団法人日本原子力学会に委託し「核燃料施設の事故影響評価手法に関する調査」を実施した。調査にあたっては、日本原子力学会が「核燃料施設事故影響評価手法」調査専門委員会を組織し、核燃料施設(主として再処理施設)において想定される主要な異常事象において放出される放射性物質を評価するための手法,利用可能な基礎的データ等を中心に調査した。その結果、内的事象で想定される事故シナリオでは、おおむね適切な評価結果を得ることができるが、外的な要因によるさらなる事象の進展を想定した事故シナリオでは、解析に必要な情報が不足しており、これらの情報を得るための実験的研究が必要であると考えられる。
中村 陽
no journal, ,
近年、長い年月をかけて築かれた高度な原子力安全の分野に加え、核セキュリティ強化も必須とされるようになった。9.11テロ以降、核セキュリティ・サミットが開催されるなど、核セキュリティに対する注目は高まっているが、原子力発電所に関する核セキュリティ体制の確保は、原子力安全に関する体制に比べれば、遅れた状況にある。この背景には、歴史の深さや文化も大いに関係していると言える。原子力安全文化は、チェルノブイリ事故(1986年)を契機として強化が進められており、比較的長い歴史がある。今現在では国際的に認知されるレベルであり、日本においても深く浸透し、強固な安全文化が形成されていることが分かっている。一方、核セキュリティ文化は、2001年の9.11テロを契機に強化が進められており、原子力安全文化に比べて日が浅いことが分かる。また、核物質防護に比べて核セキュリティという言葉自体に馴染みがない者も多いため、その中でいかに文化を醸成するかが課題となっている。歴史の差がそれぞれの体制の差に繋がっていることは比較的に理解しやすいが、文化の差が体制に影響するという点は、両者の特性を理解した上で分析しなければならないと考えられる。理由として、安全文化は主に自然現象を相手にしていることから 定量性をもって改善策を講じることができるが、核セキュリティ文化は、不確定な人間の意思(悪意)に立脚していることから、安全文化のように定量性をもった強化策を講じることが困難であることが挙げられる。本発表では、核セキュリティに係る人材育成および核セキュリティ文化の重要性について、実際に起きた事例をもとに解説する。
山口 彰*; 伊藤 隆哉*; 高屋 茂; 小竹 庄司*
no journal, ,
研究開発段階発電用原子炉の保守管理の在り方について検討した。既存の実用炉と比較して、炉型の差と運転経験の差があることに着目し、研究開発段階発電用原子炉において、原子炉施設の安全性を確保しながら、保全の有効性を向上させ、炉型に適した保全プログラムを実用化に向けて構築するために重要な項目をまとめた。
