検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~   年
検索結果: 4 件中 1件目~4件目を表示
  • 1

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

超深地層研究所計画の工学技術へのACROSSの応用に関する検討; 2009年度年報

長谷川 健; 國友 孝洋; 中島 崇裕*; 浅井 秀明*; 弥富 洋介; 松井 裕哉

JAEA-Evaluation 2011-001, 150 Pages, 2011/06

JAEA-Evaluation-2011-001.pdf:28.92MB

陸域地下構造フロンティア研究プロジェクトの一環として研究開発されたアクロス(ACROSS: Accurately Controlled Routinely Operated Signal Systemの頭文字をとったもの)は地震研究をその目的としていたが、そこで培われた技術(信号の送受信技術並びにデータの解析技術)は非常に汎用性に富むものであり、超深地層研究所計画における工学技術の一環として、坑道掘削による坑道周辺の地質環境の時間的変化や研究坑道の健全性の監視技術として利用可能かどうかについて2007年度から3年間を目途に検討を進めることとした。3年間の内訳は1年目がアクロス観測網の整備、2年目がデータの収集、3年目がデータの解析及び適用性の評価となっている。本報告書では、2007及び2008年度設置した観測機器で得られた2008年度及び2009年度分のデータの処理・解析結果と、継続して実施しているアクロスの基盤的研究の成果、並びに3年間の研究で得られた成果と現時点でのアクロス技術の適用性評価結果について述べる。

報告書

外部専門家による平成22年度炉心確認試験に関する評価; もんじゅ研究利用専門委員会

FBRプラント工学研究センター; 敦賀本部 高速増殖炉研究開発センター

JAEA-Evaluation 2011-002, 96 Pages, 2011/06

JAEA-Evaluation-2011-002.pdf:6.65MB

「もんじゅ」において平成22年5月から7月まで行われた「炉心確認試験」成果を、外部専門家から構成されるもんじゅ研究利用専門委員会に報告し、評価を受けた結果をまとめた。炉心確認試験は、原子炉出力がゼロの状態で、炉心特性関係,プラント特性関係、及び機器開発関連の分野で行われた。2回にわたる同委員会で説明、質疑応答を行い、おもに以下の点からなる評価を得た。(1)14年間待機状態にあったにもかかわらず、3か月という短期間に炉心確認試験を完遂し、高速増殖炉の今後の発展と実用化に向けて貴重なデータを得た。(2)1.5%のAm-241を含有した炉心において、安全性を確認し、解析コードの検証に有用なデータを取得した。(3)Am-241の捕獲断面積とPu-239の核分裂断面積の検討から、新しい核データライブラリJENDL4.0が妥当との結論を出したことは有意義である。最後に、主査から、「もんじゅ」の成果をもとに、原子力機構が中心となって我が国の高速増殖炉技術が向上し、後継炉に継承されることへの期待が述べられた。

報告書

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト); フェーズI報告書

次世代原子力システム研究開発部門; 日本原子力発電*

JAEA-Evaluation 2011-003, 303 Pages, 2011/06

JAEA-Evaluation-2011-003.pdf:11.3MB
JAEA-Evaluation-2011-003(errata).pdf:0.23MB

日本原子力研究開発機構と日本原子力発電は2006年度から「高速増殖炉(FBR)サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)」を開始している。FaCTプロジェクトのフェーズIでは、「ナトリウム冷却炉(MOX燃料)、先進湿式法再処理及び簡素化ペレット法燃料製造の組合せ」を主概念として、これらを中心に実用化に集中した研究開発を進め、2010年に革新技術の採否を判断した。また、革新技術の採否判断結果を受けて構築されたFBRサイクルの実用施設概念を対象に、原子力委員会の性能目標への達成度を評価した。

報告書

地震・津波発生時の「もんじゅ」の安全確保の考え方と炉心冷却等に関する評価; 東北地方太平洋沖地震を踏まえたシビアアクシデント対応等検討委員会

FBRプラント工学研究センター; 敦賀本部 高速増殖炉研究開発センター; 敦賀本部 経営企画部

JAEA-Evaluation 2011-004, 132 Pages, 2012/01

JAEA-Evaluation-2011-004.pdf:10.12MB

福島第一原子力発電所事故を踏まえ、地震・津波発生時のもんじゅにおける安全確保の考え方、炉心と炉外燃料貯蔵槽(EVST)の自然循環冷却及び燃料池の冷却の成立性について掲題委員会に報告し、その評価を受けた。委員会では、原子力機構から上記について説明を行い、以下の委員長によるまとめが行われた。(1)原子炉については、全交流電源喪失(SBO)が起こっても、流路が確保されている限り、自然循環は確保される。したがって、炉停止後、自然循環がある限り、崩壊熱の除去がなされ、炉心溶融は起こらないと言える。(2)EVSTについては、SBO時にも自然循環冷却による使用済燃料の冷却に期待でき、使用済燃料が高温になって溶融することはないと考えられる。(3)燃料池については、SBO時でも、使用済燃料を入れた缶詰缶の頂部が水の蒸発により露出するまでに2か月以上の時間猶予があるので、給水等の十分な対策を取り得ると考えられる。

4 件中 1件目~4件目を表示
  • 1