日本原子力学会誌ATOMOΣ
Online ISSN : 2433-7285
Print ISSN : 1882-2606
60 巻, 12 号
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解説
  • 「第4世代ナトリウム冷却高速炉の安全設計ガイドライン」研究専門委員会
    2018 年 60 巻 12 号 p. 764-769
    発行日: 2018年
    公開日: 2020/04/02
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     日本原子力学会では2011〜2012年度に特別専門委員会を設置し,第4世代ナトリウム冷却高速炉の安全設計クライテリア(SDC)について精力的に議論し,その成果は第4世代原子炉国際フォーラムのSDCレポートに反映されるとともに,国際機関と各国規制機関によるレビューの反映を経て,次世代SFRの安全設計に関する国際的なハーモナイゼーションが進みつつある。さらに2013〜2017年度に学会に設置された研究専門委員会では,基本性能要求であるSDCを具体化した安全設計ガイドライン(SDG)の構築を進めた。委員会では,国際社会に向けてSFRの安全設計の考え方とSDGの技術的根拠を提案することを目的に,SDGの構築に関連した安全関連技術開発の最新動向及び国内外の安全基準の最新動向を調査するとともに,SDGの具体的な内容を検討した。研究専門委員会では,その前半約2年間の活動成果として「安全アプローチ及び設計条件に関するSDG」(安全アプローチSDG)をまとめた。本稿では,研究専門委員会の後半約2年間の活動成果であり,SDC及び安全アプローチSDGを元に,炉心系,冷却材系,格納系における具体的な設計上の推奨事項及び設計事例をまとめた「系統別SDG」について概説するとともに,SDC及び安全アプローチSDGに関する国際レビューの概況,SDGに対応する各国の次世代SFR設計概念の検討状況について解説する。

報告
  • 日本原子力学会 特別国際シンポジウムの報告
    高田 毅士, 糸井 達哉
    2018 年 60 巻 12 号 p. 770-775
    発行日: 2018年
    公開日: 2020/04/02
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     断層変位に関わる原子力発電所のリスクをどのように評価し,対処するのかを主な技術テーマとして,本会主催の特別国際シンポジウムが開催された。国内外の多分野の専門家による講演とパネルディスカッションを通じて,PRAを含めたリスク評価の重要性や原子力安全に向き合う姿勢等について様々な観点から建設的な議論が交わされた。本稿ではシンポジウムの概要と議論の内容を報告する。

  • 原 啓二, 雨宮 清, 安部田 貞昭
    2018 年 60 巻 12 号 p. 776-780
    発行日: 2018年
    公開日: 2020/04/02
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     福島第一原子力発電所(1F)では汚染水の処理に伴って様々な放射性廃棄物(汚染水処理二次廃棄物)が発生しており,現在,これらの放射能インベントリ等の調査や処理処分技術の検討が進められている。汚染水処理に使用されたゼオライト系メディアは放射性廃棄物であるが,化学成分としてはガラス形成材であるSiO2,Na2O等で構成されている。これらの成分を他の汚染水処理二次廃棄物をガラス固化処理するための原料として利用することにより,新たな資材の利用を最小限に抑えた合理的な廃棄物処理が可能となる。筆者らは,汚染水処理二次廃棄物の処理にガラス固化技術を適用することを前提として,固化体の核種閉じ込め性能が期待できるガラス固化体を浅地中ピット処分した場合の安全性について評価検討を行った。

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