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コメント(24)
http://kc.hospital.okayama-u.ac.jp/~pathology/2000/pathology2000/pathologyII/hikkisihiken_taisaku/pathology_2taisaku.html
私の研究テーマは、「電離放射線によって生じるDNA損傷の特徴解明」です。もう少し端的に申しますと「電離放射線がDNAに当たったときにDNAの鎖上にできる傷の種類や量を調べる」ことです。「なんでそんな研究を悶々としてまでやらなアカンの？」って？ その説明の前に、まず「DNA損傷」、「電離放射線」について簡単に説明します。
DNAは生物の機能・遺伝に関わる重要な物質で、いわば2本の長いヒモをらせん状に結いあげたような形状をしております。人間の細胞ひとつひとつにこの「ヒモ」がギュウギュウに押し込められております。細胞1個（直径0.00001メートル程度）に入っているDNAの長さは、なんと2 メートルにもなります。さて、そのような生物にとって極めて大切なDNAですが、様々な要因で傷がついてしまうのです。幸い生物はその傷を治す機能をもっておりますが、傷の種類・量によっては、元通りにならない、あるいは中途半端にしか治せない場合があるようなのです。こういった「失敗」が発ガンの原因のひとつになっていると考えられております。DNAに傷をつけるものですが、私たちの身近にあるものとしては、電離放射線、紫外線、化学物質があります。紫外線や化学物質ではDNAへの作用の仕方が限られているので、生じる傷の種類も少なく既存の分析方法で比較的容易に解明できます。
一方、電離放射線の場合は傷の種類が極めて多いだけでなく、それらがDNAの鎖の上でどのように散らばっているかということまで気にしなくてはならないので、分析手段の不十分さも相まって解明が非常に困難なのです。さらには「電離放射線」といっても様々な種類（線質）があります。医療機器の滅菌に用いられているγ線、レントゲン写真で使うX線、空気中に微量に存在する放射性元素ラドンから出るα線、等々・・・DNAにできる傷の状態は線質によって違うと考えたほうが自然です。各々の電離放射線によってできるDNAの傷はどのようなもので、その傷を生物はどのような方法で修繕するのかを明らかにすることは、電離放射線をより安全に利用するための指針づくりに役立つのです。
私の研究テーマは、「電離放射線によって生じるDNA損傷の特徴解明」です。もう少し端的に申しますと「電離放射線がDNAに当たったときにDNAの鎖上にできる傷の種類や量を調べる」ことです。「なんでそんな研究を悶々としてまでやらなアカンの？」って？ その説明の前に、まず「DNA損傷」、「電離放射線」について簡単に説明します。
DNAは生物の機能・遺伝に関わる重要な物質で、いわば2本の長いヒモをらせん状に結いあげたような形状をしております。人間の細胞ひとつひとつにこの「ヒモ」がギュウギュウに押し込められております。細胞1個（直径0.00001メートル程度）に入っているDNAの長さは、なんと2 メートルにもなります。さて、そのような生物にとって極めて大切なDNAですが、様々な要因で傷がついてしまうのです。幸い生物はその傷を治す機能をもっておりますが、傷の種類・量によっては、元通りにならない、あるいは中途半端にしか治せない場合があるようなのです。こういった「失敗」が発ガンの原因のひとつになっていると考えられております。DNAに傷をつけるものですが、私たちの身近にあるものとしては、電離放射線、紫外線、化学物質があります。紫外線や化学物質ではDNAへの作用の仕方が限られているので、生じる傷の種類も少なく既存の分析方法で比較的容易に解明できます。
一方、電離放射線の場合は傷の種類が極めて多いだけでなく、それらがDNAの鎖の上でどのように散らばっているかということまで気にしなくてはならないので、分析手段の不十分さも相まって解明が非常に困難なのです。さらには「電離放射線」といっても様々な種類（線質）があります。医療機器の滅菌に用いられているγ線、レントゲン写真で使うX線、空気中に微量に存在する放射性元素ラドンから出るα線、等々・・・DNAにできる傷の状態は線質によって違うと考えたほうが自然です。各々の電離放射線によってできるDNAの傷はどのようなもので、その傷を生物はどのような方法で修繕するのかを明らかにすることは、電離放射線をより安全に利用するための指針づくりに役立つのです。
もんじゅでも人体実験？はちょっと言いすぎました。ごめんなさい。
でも、ヒバクしたら、皆どこへ行くんだろうかなぁ。22日に運転再開を控えて私は心配でございます。
で、JAEAのこんな仕事も。シリーズですが、
核兵器解体のお手伝いをしようというプロジェクトがあるようです。
可能なのでしょうか。ここはいろいろ議論もあると思いますが、とりあえず、ご紹介。
ロシア余剰プルトニウム解体プロジェクト
http://www.jaea.go.jp/04/np/russia/11link/11link.html
技術的にはこの辺かな。・・どのあたりまでやってるのかちょっとわからないんですが。一応紹介を。
http://www.jaea.go.jp/04/np/russia/05bn600/05bn600.html
BN600バイパックオプションの技術
現状技術で達成可能な解体プルトニウムの処分方法として、BN600バイパックオプションによる処分方法の概念を模式的に図に示します。
BN600バイパックオプションは、核弾頭解体後の金属プルトニウムを乾式法による転換の後、振動充填法によりバイパックMOX燃料として、ロシアの高速炉BN600で燃焼処分しようという方法です。この燃料製造技術は、将来の原子力のエネルギー利用を考えた場合、有力な選択肢の一つです。原子力機構は、解体プルトニウムの処分に協力するとともに、先進的な燃料サイクル技術について研究を進め、燃料のコストダウンと高度化を目指しています。
最も実績のある方法としては、従来のMOX燃料製造技術の主流である工程（湿式転換工程）を経て、プルトニウムの酸化物（PuO2）を作り、ペレット燃料製造技術を用いてMOXペレット燃料に加工し、これを軽水炉等で燃焼する（プルサーマル）方法があります。これらの軽水炉（VVER1000）、高速炉（BN600）で燃焼された燃料は、現在の計画ではクラスノヤルスクに使用済み燃料貯蔵施設を建設し、全体の処分が終了するまでここに貯蔵されることになっています。
この他、燃焼炉としてカナダで開発されたCANDU型の重水炉を用い、MOXペレット燃料を燃やす（CANDUオプション）方法、またGA、MINATOM（当時、現 ROSATOM）を中心に検討されている方法ですが、粒状燃料を作り、ガスタービンモジュール型高温ガス炉（GT-MHR）によって燃やす（ガス炉オプション）方法も考えられます。
一方、燃焼処分以外の方法として考えられるのが固定化で、セラミックに固化したプルトニウムを高レベル廃棄物とともにキャニスターに封入し、地層処分する方法です。但し、この方法は原子炉での燃焼処分のように核変換により兵器級プルトニウムを失くしてしまうという方法ではなく、兵器級プルトニウムは近接が困難になりますが物質として残ることになります。また、不完全な処分の上、固定化の方法を開発し、地層処分を維持監視していくのにも多額な費用がかかります。
バイパック燃料製造技術について、ペレット燃料と比較しながらその特長を説明します。図はバイパック燃料とペレット燃料の製造工程を対比しています。
従来の燃料製造の技術では、硝酸水溶液に溶解したプルトニウムを酸化物粉に転換し、二酸化ウランを混ぜてMOX粉にすることが主流でした。この粉を焼き固めてペレット燃料を作るのです。
一方、ロシアの方法は「乾式法」といって、高温でプルトニウムとウランを塩化物として溶融し、酸化した後、電気分解にて析出し、電極に付いたMOXを粉砕、洗浄、乾燥することによりMOX顆粒を得ます。大小バラつきのある顆粒ですが、これを粒径によって数種類の顆粒に分け（分級）、これらを適当に配合させ、振動させながらピンに入れると透き間なくびっしり入り、「バイパック燃料」という燃料棒ができます。これが、「振動充填法」です。この操作の中で、若干の金属ウラン粒（ウランゲッター）を混ぜることにより、燃料の重金属密度を上げ、熱的な特性を改善するとともに、燃焼が進んだ後、酸化物が分解して出てくる酸素を吸収し、被覆管の内面からの酸化を緩和する効果があります。これにより、ペレット燃料の場合より製造ラインが単純でコンパクトにすることができる上、工程が簡素化でき、経済的な燃料が作れます。また、この方法は遠隔操作をやり易いので、製造時の作業員に対する放射線の影響がより少なくなるという将来の燃料製造には欠かせない特長をもっています。
・・・
この検索に至った経緯はこちらのトピですよろしく。↓
核削減の HOW TO
http://mixi.jp/view_bbs.pl?id=51985280&comm_id=3960078
でも、ヒバクしたら、皆どこへ行くんだろうかなぁ。22日に運転再開を控えて私は心配でございます。
で、JAEAのこんな仕事も。シリーズですが、
核兵器解体のお手伝いをしようというプロジェクトがあるようです。
可能なのでしょうか。ここはいろいろ議論もあると思いますが、とりあえず、ご紹介。
ロシア余剰プルトニウム解体プロジェクト
http://www.jaea.go.jp/04/np/russia/11link/11link.html
技術的にはこの辺かな。・・どのあたりまでやってるのかちょっとわからないんですが。一応紹介を。
http://www.jaea.go.jp/04/np/russia/05bn600/05bn600.html
BN600バイパックオプションの技術
現状技術で達成可能な解体プルトニウムの処分方法として、BN600バイパックオプションによる処分方法の概念を模式的に図に示します。
BN600バイパックオプションは、核弾頭解体後の金属プルトニウムを乾式法による転換の後、振動充填法によりバイパックMOX燃料として、ロシアの高速炉BN600で燃焼処分しようという方法です。この燃料製造技術は、将来の原子力のエネルギー利用を考えた場合、有力な選択肢の一つです。原子力機構は、解体プルトニウムの処分に協力するとともに、先進的な燃料サイクル技術について研究を進め、燃料のコストダウンと高度化を目指しています。
最も実績のある方法としては、従来のMOX燃料製造技術の主流である工程（湿式転換工程）を経て、プルトニウムの酸化物（PuO2）を作り、ペレット燃料製造技術を用いてMOXペレット燃料に加工し、これを軽水炉等で燃焼する（プルサーマル）方法があります。これらの軽水炉（VVER1000）、高速炉（BN600）で燃焼された燃料は、現在の計画ではクラスノヤルスクに使用済み燃料貯蔵施設を建設し、全体の処分が終了するまでここに貯蔵されることになっています。
この他、燃焼炉としてカナダで開発されたCANDU型の重水炉を用い、MOXペレット燃料を燃やす（CANDUオプション）方法、またGA、MINATOM（当時、現 ROSATOM）を中心に検討されている方法ですが、粒状燃料を作り、ガスタービンモジュール型高温ガス炉（GT-MHR）によって燃やす（ガス炉オプション）方法も考えられます。
一方、燃焼処分以外の方法として考えられるのが固定化で、セラミックに固化したプルトニウムを高レベル廃棄物とともにキャニスターに封入し、地層処分する方法です。但し、この方法は原子炉での燃焼処分のように核変換により兵器級プルトニウムを失くしてしまうという方法ではなく、兵器級プルトニウムは近接が困難になりますが物質として残ることになります。また、不完全な処分の上、固定化の方法を開発し、地層処分を維持監視していくのにも多額な費用がかかります。
バイパック燃料製造技術について、ペレット燃料と比較しながらその特長を説明します。図はバイパック燃料とペレット燃料の製造工程を対比しています。
従来の燃料製造の技術では、硝酸水溶液に溶解したプルトニウムを酸化物粉に転換し、二酸化ウランを混ぜてMOX粉にすることが主流でした。この粉を焼き固めてペレット燃料を作るのです。
一方、ロシアの方法は「乾式法」といって、高温でプルトニウムとウランを塩化物として溶融し、酸化した後、電気分解にて析出し、電極に付いたMOXを粉砕、洗浄、乾燥することによりMOX顆粒を得ます。大小バラつきのある顆粒ですが、これを粒径によって数種類の顆粒に分け（分級）、これらを適当に配合させ、振動させながらピンに入れると透き間なくびっしり入り、「バイパック燃料」という燃料棒ができます。これが、「振動充填法」です。この操作の中で、若干の金属ウラン粒（ウランゲッター）を混ぜることにより、燃料の重金属密度を上げ、熱的な特性を改善するとともに、燃焼が進んだ後、酸化物が分解して出てくる酸素を吸収し、被覆管の内面からの酸化を緩和する効果があります。これにより、ペレット燃料の場合より製造ラインが単純でコンパクトにすることができる上、工程が簡素化でき、経済的な燃料が作れます。また、この方法は遠隔操作をやり易いので、製造時の作業員に対する放射線の影響がより少なくなるという将来の燃料製造には欠かせない特長をもっています。
・・・
この検索に至った経緯はこちらのトピですよろしく。↓
核削減の HOW TO
http://mixi.jp/view_bbs.pl?id=51985280&comm_id=3960078
こう言うのもやっとるようです↓
http://www.kokai-gen.org/html/data/40/4070200001/4070200001-101.pdf
日本原子力研究開発機構では、毎年1回、原子力の平和利用と核不拡散にかかわる国
際フォーラムを開催し、その時々の今日的な課題に焦点を当てて講演やパネルディス
カッションを行ってきている。平成20年度の国際フォーラムは、新たに原子力発電を
導入しようとしているアジア諸国と、すでに導入を図っている韓国、米国、フランス、
アジア地域における核不拡散強化に重要な役割を果たしているオーストラリア、さら
にIAEAなどの国際機関からの参加を得て、アジア地域の原子力平和利用の推進と核不
拡散の両立に向けてどのように取り組んでいくかの議論を行った。
なお、平和利用の推進に当たってアジア原子力協力フォーラム（FNCA: Forum for
Nuclear Cooperation in Asia）の活動を踏まえた上で、特に原子力平和利用の推進が
核拡散リスクの増大につながらないような方策を模索することに焦点を当てた。
本フォーラムでは同様のテーマに取り組んでいる東京大学G-COE「世界を先導する
原子力教育研究イニシアティブ」と共同で開催した。
2. 概要（詳細は別紙報告の通り）
(1) 日時：平成20年6月24日（火）10:00-18:00、平成20年6月25日（水）9:40-17:30
(2) 場所：学士会館（東京）
(3) 講演者、モデレーター、パネリスト：
インドネシア、韓国、マレーシア、タイ、ベトナムの政府機関関係者、米国、
オーストラリア、フランス、IAEA関係者、FNCA町コーディネーター他、国内関
係機関（日本国際問題研究所、日本原子力産業協会、東京大学）等関係者
(4) 主催：日本原子力研究開発機構、東京大学G-COE
(5) 参加者数：約220名（原子力委員を含む。）
(6)その他：本国際フォーラム結果の詳細及びパワーポイントなどの資料は、今月中に
原子力機構のホームページ(http://www.jaea.go.jp/04/np/index.html)に掲載いたしま
す。
IAEAのコミュ作ってみました。よかったらこちらにもご参加下さい。
http://mixi.jp/view_community.pl?id=5038287
http://www.kokai-gen.org/html/data/40/4070200001/4070200001-101.pdf
日本原子力研究開発機構では、毎年1回、原子力の平和利用と核不拡散にかかわる国
際フォーラムを開催し、その時々の今日的な課題に焦点を当てて講演やパネルディス
カッションを行ってきている。平成20年度の国際フォーラムは、新たに原子力発電を
導入しようとしているアジア諸国と、すでに導入を図っている韓国、米国、フランス、
アジア地域における核不拡散強化に重要な役割を果たしているオーストラリア、さら
にIAEAなどの国際機関からの参加を得て、アジア地域の原子力平和利用の推進と核不
拡散の両立に向けてどのように取り組んでいくかの議論を行った。
なお、平和利用の推進に当たってアジア原子力協力フォーラム（FNCA: Forum for
Nuclear Cooperation in Asia）の活動を踏まえた上で、特に原子力平和利用の推進が
核拡散リスクの増大につながらないような方策を模索することに焦点を当てた。
本フォーラムでは同様のテーマに取り組んでいる東京大学G-COE「世界を先導する
原子力教育研究イニシアティブ」と共同で開催した。
2. 概要（詳細は別紙報告の通り）
(1) 日時：平成20年6月24日（火）10:00-18:00、平成20年6月25日（水）9:40-17:30
(2) 場所：学士会館（東京）
(3) 講演者、モデレーター、パネリスト：
インドネシア、韓国、マレーシア、タイ、ベトナムの政府機関関係者、米国、
オーストラリア、フランス、IAEA関係者、FNCA町コーディネーター他、国内関
係機関（日本国際問題研究所、日本原子力産業協会、東京大学）等関係者
(4) 主催：日本原子力研究開発機構、東京大学G-COE
(5) 参加者数：約220名（原子力委員を含む。）
(6)その他：本国際フォーラム結果の詳細及びパワーポイントなどの資料は、今月中に
原子力機構のホームページ(http://www.jaea.go.jp/04/np/index.html)に掲載いたしま
す。
IAEAのコミュ作ってみました。よかったらこちらにもご参加下さい。
http://mixi.jp/view_community.pl?id=5038287
この裏切り者の、卑怯モノめが。
ある筋から話を聞き出し、やっとアンタの素性を聞き出したよ。
原発反対なんて、もっともらしく実に巧妙に語り、さも活発に運動していると思わせといて、裏では原発推進派と繋がり合っているのですよ、こいつは。
全く信じられない！！！
いくら金積まれて、魂を売ったのか知りませんが、人非人と言うやからでしょうな。
どうぞ皆様、ご注意下さい。
わたくしはコトの真相を知り、何もかもつじつまが合うので、納得せざるを得ません。
不都合な真実は、管理人であると言う特権の元に、彼は直ぐさま削除するでしょうが、削除したければするが良い。
そうした人間の道に反した、人以下のケーベツする対象物を、私は一生忘れません！！！
どうやら皆さんは知っていたからこそ、肴氏のこの独りよがりなコミュに、無視出来たのでしょうか…？！
わたくしは、存在自体が許せません。
ある筋から話を聞き出し、やっとアンタの素性を聞き出したよ。
原発反対なんて、もっともらしく実に巧妙に語り、さも活発に運動していると思わせといて、裏では原発推進派と繋がり合っているのですよ、こいつは。
全く信じられない！！！
いくら金積まれて、魂を売ったのか知りませんが、人非人と言うやからでしょうな。
どうぞ皆様、ご注意下さい。
わたくしはコトの真相を知り、何もかもつじつまが合うので、納得せざるを得ません。
不都合な真実は、管理人であると言う特権の元に、彼は直ぐさま削除するでしょうが、削除したければするが良い。
そうした人間の道に反した、人以下のケーベツする対象物を、私は一生忘れません！！！
どうやら皆さんは知っていたからこそ、肴氏のこの独りよがりなコミュに、無視出来たのでしょうか…？！
わたくしは、存在自体が許せません。
情報公開してるようですが。
http://safety-info.nifs.ac.jp/mailQA/m-Ae20.html
予算はこんな感じ。
１．核融合科学研究所の年間の予算はいくらでしょうか。
平成１８年度予算で１０９億円です。
２．国の科学研究の予算に占める核融合科学研究所の予算の比率はいくらか。
学術研究機関としての９１国立大学法人予算の総額が１５,４８５億円（平成１８年度予算：病院経費を除く）ですので，本研究所の予算の比率は０．７％となります。
３．外国の核融合研究所の予算と比較すると前の１．２．の数字はどうか。
外国の核融合研究の予算規模について、以下に代表的なものを抜粋します。まず、アメリカ合衆国における磁気閉じ込め方式核融合実験装置の年間予算（2006年度の例）を以下に示します。
Alcator C-MOD 装置（マサチューセッツ工科大学） ： 2,200万ドル （日本円換算 ：26億円）
NSTX 装置 （プリンストン研究所） ： 3,400万ドル （日本円換算：39億円）
NCSX 装置 （プリンストン研究所） ： 1,800万ドル （日本円換算：21億円）
DIII-D 装置 （ジェネラルアトミックス社） ： 5,600万ドル （日本円換算：65億円）
一方、国全体としてみてみると、核融合研究に投入している予算規模の世界最大は アメリカ合衆国で、2006年度には、8億3,200万ドル（日本円換算：965億円）の予算が組まれています。ただし、アメリカ場合、磁場を用いて定常的にプラズマを閉じ込める方式の「磁場核融合」の研究より、高強度のレーザービームを用いてパルス的に高密度のプラズマを発生させる「慣性核融合」の研究の方により多くの予算（全体の約３分の２）が投入されています。磁場核融合研究については、その総額は2億8,800万ドル（日本円換算：334億円）であり、日本の予算規模と同程度であると言えます。
ヨーロッパについては、国単位ではなく、EU （ヨーロッパ連合）として核融合研究が推進されています。その予算規模は、2006年までの５年間については年平均 2億600万ユーロ（日本円換算：305億円）でしたが、2007年からの５年間は年平均4億4,100万ユーロ（日本円換算：653億円）に増額される計画となっています。これは、国際プロジェクトである ITER （国際熱核融合実験炉）の建設がフランスにおいて始まるためです。
諸外国のうち、例えばお隣の韓国でも、近年、核融合研究は積極的に推進されており、KSTAR という名前の超伝導トカマク装置が、現在、建設中です。この装置の建設を中心として、2005年度には、286億ウォン（日本円換算：32億2千万円）の予算が使われています。
４．多くの優れた研究者・技術者が集まっていますが、研究所の研究者の人数は何人で、他の大学・共同研究・民間の研究所（日立・東芝）からくる研究者の数は何人か。
現在、核融合科学研究所には所長以下１３５名の研究者が働いています。内訳は以下の通りです。
・所長１名・教授39名・助教授37名・助手58名
また、非常勤の研究者も働いています。内訳は以下の通りです。
・COE研究員6名・研究員（科学研究）4名・専門研究職員1名・研究員（産学連携）1名・研究員（特任）1名
さらに各機関と協力して共同研究も活発に進めており、研究者の来訪を受け入れております。以下は、平成17年度の共同利用・共同研究者数のその内訳です。
・国公私立大学等 ８５機関 １，０２０人 （延べ） ・国公立試験研究所等 １４機関 １０７人 （延べ）・民間企業研究所 ３機関 ８８人 （延べ）・外国機関 ３７件 ６９人 （延べ）
合計 １３９機関 １，２８４人（延べ）
http://safety-info.nifs.ac.jp/mailQA/m-Ae20.html
予算はこんな感じ。
１．核融合科学研究所の年間の予算はいくらでしょうか。
平成１８年度予算で１０９億円です。
２．国の科学研究の予算に占める核融合科学研究所の予算の比率はいくらか。
学術研究機関としての９１国立大学法人予算の総額が１５,４８５億円（平成１８年度予算：病院経費を除く）ですので，本研究所の予算の比率は０．７％となります。
３．外国の核融合研究所の予算と比較すると前の１．２．の数字はどうか。
外国の核融合研究の予算規模について、以下に代表的なものを抜粋します。まず、アメリカ合衆国における磁気閉じ込め方式核融合実験装置の年間予算（2006年度の例）を以下に示します。
Alcator C-MOD 装置（マサチューセッツ工科大学） ： 2,200万ドル （日本円換算 ：26億円）
NSTX 装置 （プリンストン研究所） ： 3,400万ドル （日本円換算：39億円）
NCSX 装置 （プリンストン研究所） ： 1,800万ドル （日本円換算：21億円）
DIII-D 装置 （ジェネラルアトミックス社） ： 5,600万ドル （日本円換算：65億円）
一方、国全体としてみてみると、核融合研究に投入している予算規模の世界最大は アメリカ合衆国で、2006年度には、8億3,200万ドル（日本円換算：965億円）の予算が組まれています。ただし、アメリカ場合、磁場を用いて定常的にプラズマを閉じ込める方式の「磁場核融合」の研究より、高強度のレーザービームを用いてパルス的に高密度のプラズマを発生させる「慣性核融合」の研究の方により多くの予算（全体の約３分の２）が投入されています。磁場核融合研究については、その総額は2億8,800万ドル（日本円換算：334億円）であり、日本の予算規模と同程度であると言えます。
ヨーロッパについては、国単位ではなく、EU （ヨーロッパ連合）として核融合研究が推進されています。その予算規模は、2006年までの５年間については年平均 2億600万ユーロ（日本円換算：305億円）でしたが、2007年からの５年間は年平均4億4,100万ユーロ（日本円換算：653億円）に増額される計画となっています。これは、国際プロジェクトである ITER （国際熱核融合実験炉）の建設がフランスにおいて始まるためです。
諸外国のうち、例えばお隣の韓国でも、近年、核融合研究は積極的に推進されており、KSTAR という名前の超伝導トカマク装置が、現在、建設中です。この装置の建設を中心として、2005年度には、286億ウォン（日本円換算：32億2千万円）の予算が使われています。
４．多くの優れた研究者・技術者が集まっていますが、研究所の研究者の人数は何人で、他の大学・共同研究・民間の研究所（日立・東芝）からくる研究者の数は何人か。
現在、核融合科学研究所には所長以下１３５名の研究者が働いています。内訳は以下の通りです。
・所長１名・教授39名・助教授37名・助手58名
また、非常勤の研究者も働いています。内訳は以下の通りです。
・COE研究員6名・研究員（科学研究）4名・専門研究職員1名・研究員（産学連携）1名・研究員（特任）1名
さらに各機関と協力して共同研究も活発に進めており、研究者の来訪を受け入れております。以下は、平成17年度の共同利用・共同研究者数のその内訳です。
・国公私立大学等 ８５機関 １，０２０人 （延べ） ・国公立試験研究所等 １４機関 １０７人 （延べ）・民間企業研究所 ３機関 ８８人 （延べ）・外国機関 ３７件 ６９人 （延べ）
合計 １３９機関 １，２８４人（延べ）
保坂のぶとさんのブログに反対の記事がありました。
http://blog.goo.ne.jp/hosakanobuto/e/cd1301a534fcd26875c24fa4d53af68a
抜粋
日本政府が日本にイーター機構の誘致活動を活発に行っていた当時、小柴昌俊氏(物理学者)、長谷川晃氏(米国物理学会プラズマ部会長)が2002年・平成15年3月10日付で小泉総理大臣に宛てた嘆願書を出している。
「燃料として装置の中に貯えられる約2?のトリチウムは、わずか1ミリグラムで致死量とされる猛毒で、200万人の殺傷能力があります。これが、酸素と結合して重水となって流れだすと、周囲にきわめて危険な状態を生み出します。ちなみにこのトリチウムのもつ放射線量はチェルノブイリ原子炉の事故の時に匹敵するものです」としている。これは、フランスのカデラッシュに誘致されて施設についての指摘だが、なぜイーター機構が「司法訴追」から免除されているのかを合わせて考えてみると、「事故・汚染」の危険性を想定していることがわかる。日本に作られる先行的実証施設にも、「事故・汚染」の危険性はないとはいえない。
http://blog.goo.ne.jp/hosakanobuto/e/cd1301a534fcd26875c24fa4d53af68a
抜粋
日本政府が日本にイーター機構の誘致活動を活発に行っていた当時、小柴昌俊氏(物理学者)、長谷川晃氏(米国物理学会プラズマ部会長)が2002年・平成15年3月10日付で小泉総理大臣に宛てた嘆願書を出している。
「燃料として装置の中に貯えられる約2?のトリチウムは、わずか1ミリグラムで致死量とされる猛毒で、200万人の殺傷能力があります。これが、酸素と結合して重水となって流れだすと、周囲にきわめて危険な状態を生み出します。ちなみにこのトリチウムのもつ放射線量はチェルノブイリ原子炉の事故の時に匹敵するものです」としている。これは、フランスのカデラッシュに誘致されて施設についての指摘だが、なぜイーター機構が「司法訴追」から免除されているのかを合わせて考えてみると、「事故・汚染」の危険性を想定していることがわかる。日本に作られる先行的実証施設にも、「事故・汚染」の危険性はないとはいえない。
こういう記事があったんですが、報道を見た覚えがないんですけど、研究施設って結構あるかもね。
http://www.jaea.go.jp/02/press2010/p10120301/be.html
平成22年12月3日
独立行政法人日本原子力研究開発機構
大洗研究開発センター
材料試験炉 (JMTR) の管理区域外にある埋設配管のき裂による放射性物質の漏えいについて（最終報）（概要）
1. はじめに
平成22年10月5日に、独立行政法人日本原子力研究開発機構 (以下「機構」という。) 大洗研究開発センター (北地区) JMTR施設において発見された管理区域外にある埋設配管のき裂による放射性物質の漏えいに関して、調査・検討の結果、今回の事象の原因を特定し、実施すべき対策を決定したことから、規制当局への法令報告を行った。
以下にその概要を記載する。
2. 事象の発生状況及び原因と対策
2.1 発生日時
平成22年10月5日(火) 10時40分頃 (き裂の確認)
平成22年10月5日(火) 12時32分頃 (汚染の確認)
2.2 発生状況
JMTR施設における居室実験室建家のホット実験室等から排出される試料水、洗浄水、手洗い水等の一部放射性物質を含む廃液は、排水設備である埋設配管を通って、ホット機械室の廃液タンクに送られる。
JMTR施設において新規の一般汚水配管をこの埋設配管の下側に敷設する工事を行っていたところ、作業担当者が埋設配管の塩化ビニル製のフランジ部にき裂を発見した。この時、き裂からの廃液の滴下は認められなかったが、フランジ部付近の土壌を採取し、放射能の測定を行った結果、微量なセシウム137及びコバルト60が検出された。
2.3 原因
(1) 塩化ビニル製フランジ部のき裂発生の原因
フランジ接続の施工不良による塩化ビニル配管と鋼管との芯ずれ、不適切なフランジの使用、ボルトの過剰な締付けの三つの要因の同時作用によって塩化ビニル製フランジに曲げ応力が生じ、き裂が発生したと考えられる。
(2) これまでき裂を発見できなかったことの原因
この埋設配管に対する検査として、平成10年度までは水張りによる漏えい検査によって漏えいがないことを確認していたが、平成11年度より漏えい検査が実施されなくなった。この要因は、この排水設備の点検について、当時の担当職員の経験と技量に頼り、組織として文書化が不十分であったことと、水張りによる漏えい検査等の業務の引き継ぎが十分に行われなかったことと考える。これに加えて平成元年施工時の一部関連図書の管理に問題があり、塩化ビニル製のフランジ及び配管が存在することを認識していなかった。
http://www.jaea.go.jp/02/press2010/p10120301/be.html
平成22年12月3日
独立行政法人日本原子力研究開発機構
大洗研究開発センター
材料試験炉 (JMTR) の管理区域外にある埋設配管のき裂による放射性物質の漏えいについて（最終報）（概要）
1. はじめに
平成22年10月5日に、独立行政法人日本原子力研究開発機構 (以下「機構」という。) 大洗研究開発センター (北地区) JMTR施設において発見された管理区域外にある埋設配管のき裂による放射性物質の漏えいに関して、調査・検討の結果、今回の事象の原因を特定し、実施すべき対策を決定したことから、規制当局への法令報告を行った。
以下にその概要を記載する。
2. 事象の発生状況及び原因と対策
2.1 発生日時
平成22年10月5日(火) 10時40分頃 (き裂の確認)
平成22年10月5日(火) 12時32分頃 (汚染の確認)
2.2 発生状況
JMTR施設における居室実験室建家のホット実験室等から排出される試料水、洗浄水、手洗い水等の一部放射性物質を含む廃液は、排水設備である埋設配管を通って、ホット機械室の廃液タンクに送られる。
JMTR施設において新規の一般汚水配管をこの埋設配管の下側に敷設する工事を行っていたところ、作業担当者が埋設配管の塩化ビニル製のフランジ部にき裂を発見した。この時、き裂からの廃液の滴下は認められなかったが、フランジ部付近の土壌を採取し、放射能の測定を行った結果、微量なセシウム137及びコバルト60が検出された。
2.3 原因
(1) 塩化ビニル製フランジ部のき裂発生の原因
フランジ接続の施工不良による塩化ビニル配管と鋼管との芯ずれ、不適切なフランジの使用、ボルトの過剰な締付けの三つの要因の同時作用によって塩化ビニル製フランジに曲げ応力が生じ、き裂が発生したと考えられる。
(2) これまでき裂を発見できなかったことの原因
この埋設配管に対する検査として、平成10年度までは水張りによる漏えい検査によって漏えいがないことを確認していたが、平成11年度より漏えい検査が実施されなくなった。この要因は、この排水設備の点検について、当時の担当職員の経験と技量に頼り、組織として文書化が不十分であったことと、水張りによる漏えい検査等の業務の引き継ぎが十分に行われなかったことと考える。これに加えて平成元年施工時の一部関連図書の管理に問題があり、塩化ビニル製のフランジ及び配管が存在することを認識していなかった。
久々に上げます。
このトピでも、原発推進派と（根拠なく）噂された裏切り者のそしりを受けた管理人のさかなちゃん☆です。
まぁ、原発推進派じゃないですが、放射性物質、核化学、生物影響、放射線についての教育は義務教育以内でちゃんとやってほしい。（もちろん危険性も含めて。）ので、ある意味推進派ですか。
しかし、活断層の上に建てられているもんじゅはアホ丸出しなので廃炉にしてほしい私ですが、原子力機構さんは意外と好きだと最近思っていますが、こんな研究もしていたのか。
と、ちょっと笑ってしまいました、ってか、笑ってる場合ではないのですが。
良かったらご覧くださいませ。
原子力による水素製造 平成17年
http://www.aec.go.jp/jicst/NC/iinkai/teirei/siryo2007/siryo47/siryo47-2.pdf
原発やめて、しばらく管理せんといかん古い核燃料で水素作ったらどうやねん。
このトピでも、原発推進派と（根拠なく）噂された裏切り者のそしりを受けた管理人のさかなちゃん☆です。
まぁ、原発推進派じゃないですが、放射性物質、核化学、生物影響、放射線についての教育は義務教育以内でちゃんとやってほしい。（もちろん危険性も含めて。）ので、ある意味推進派ですか。
しかし、活断層の上に建てられているもんじゅはアホ丸出しなので廃炉にしてほしい私ですが、原子力機構さんは意外と好きだと最近思っていますが、こんな研究もしていたのか。
と、ちょっと笑ってしまいました、ってか、笑ってる場合ではないのですが。
良かったらご覧くださいませ。
原子力による水素製造 平成17年
http://www.aec.go.jp/jicst/NC/iinkai/teirei/siryo2007/siryo47/siryo47-2.pdf
原発やめて、しばらく管理せんといかん古い核燃料で水素作ったらどうやねん。
機構さんの研究。2月版。
↓
http://jolissrch-inter.tokai-sc.jaea.go.jp/abstracts/seika/jp/reports.html
「もんじゅ」におけるドップラー係数の不確かさの評価
千葉 豪*; 羽様 平; 金城 秀人*; 西 裕士; 鈴木 隆之
JAEA-Research 2011-034; December 2011,42p.
「もんじゅ」炉心体系を対象として、ドップラー係数の不確かさを最新の知見を取り込んで定量的に評価した。(1)核データ,計算手法に起因する不確かさ,(2)核分裂生成物の核データに起因する不確かさ,(3)制御棒位置に起因する不確かさ,(4)温度依存性を近似的に取り扱う不確かさ,(5)燃料平均温度に起因する不確かさ,(6)温度の空間分布の取り扱いに由来する不確かさ、などを評価し、ドップラー係数の不確かさ(2σ相当)として11.7%を得た。
高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験; 炉心冷却喪失コールド試験
篠原 正憲; 柳 俊樹; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 野尻 直喜; 大和田 博之; 佐藤 直; 佐川 浩; 梅田 政幸
JAEA-Technology 2011-029; December 2011,39p.
原子力機構では、高温ガス炉技術の高度化の一環として、高温ガス炉固有の安全性を実証するために、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験を計画・実施している。炉心冷却喪失コールド試験は、試験手順やプラント挙動を確認する目的で安全性実証試験前に実施した。試験は、核熱を伴わない状態で段階的に実施し、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機の入熱のみにより、原子炉圧力容器温度を120℃程度に保持し、炉容器冷却設備の1系統又は2系統を停止させる試験(Phase1)、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機3台を停止させて炉容器冷却設備の1系統を停止させる試験(Phase2)を実施した。本試験により試験手順の確認を行うとともに、解析に必要なデータを得ることができ、2次元水平断面モデルによる温度解析は、実測値をほぼ再現することができた。
相原 純; 植田 祥平; 柴田 大受; 沢 和弘
JAEA-Data/Code 2011-016; December 2011,10p.
高温ガス炉(HTGR)用の被覆燃料粒子の運転時破損率予測のため、既存のコードを改良してCode-B-1を開発した。Code-B-1においては、応力計算部に有限要素法(FEM)を適用し、既存のコードでは取り扱えなかった塑性変形を取り使えるようになった。
↓
http://jolissrch-inter.tokai-sc.jaea.go.jp/abstracts/seika/jp/reports.html
「もんじゅ」におけるドップラー係数の不確かさの評価
千葉 豪*; 羽様 平; 金城 秀人*; 西 裕士; 鈴木 隆之
JAEA-Research 2011-034; December 2011,42p.
「もんじゅ」炉心体系を対象として、ドップラー係数の不確かさを最新の知見を取り込んで定量的に評価した。(1)核データ,計算手法に起因する不確かさ,(2)核分裂生成物の核データに起因する不確かさ,(3)制御棒位置に起因する不確かさ,(4)温度依存性を近似的に取り扱う不確かさ,(5)燃料平均温度に起因する不確かさ,(6)温度の空間分布の取り扱いに由来する不確かさ、などを評価し、ドップラー係数の不確かさ(2σ相当)として11.7%を得た。
高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験; 炉心冷却喪失コールド試験
篠原 正憲; 柳 俊樹; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 野尻 直喜; 大和田 博之; 佐藤 直; 佐川 浩; 梅田 政幸
JAEA-Technology 2011-029; December 2011,39p.
原子力機構では、高温ガス炉技術の高度化の一環として、高温ガス炉固有の安全性を実証するために、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた安全性実証試験を計画・実施している。炉心冷却喪失コールド試験は、試験手順やプラント挙動を確認する目的で安全性実証試験前に実施した。試験は、核熱を伴わない状態で段階的に実施し、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機の入熱のみにより、原子炉圧力容器温度を120℃程度に保持し、炉容器冷却設備の1系統又は2系統を停止させる試験(Phase1)、1次加圧水冷却器用ヘリウム循環機3台を停止させて炉容器冷却設備の1系統を停止させる試験(Phase2)を実施した。本試験により試験手順の確認を行うとともに、解析に必要なデータを得ることができ、2次元水平断面モデルによる温度解析は、実測値をほぼ再現することができた。
相原 純; 植田 祥平; 柴田 大受; 沢 和弘
JAEA-Data/Code 2011-016; December 2011,10p.
高温ガス炉(HTGR)用の被覆燃料粒子の運転時破損率予測のため、既存のコードを改良してCode-B-1を開発した。Code-B-1においては、応力計算部に有限要素法(FEM)を適用し、既存のコードでは取り扱えなかった塑性変形を取り使えるようになった。
GEN IV原子力システムの核拡散抵抗性及び核物質防護評価手法Rev.5; GIF PRPPワーキンググループ報告書(仮訳)
川久保 陽子; 井上 尚子; 千崎 雅生
JAEA-Review 2011-024; December 2011,75p.
「GEN IV原子力システムの核拡散抵抗性及び核物質防護評価手法」Revision 5報告書は「Rev.5報告書」とも呼ばれ、本WGで開発された評価手法の重要な枠組みが記載されている。Rev.5報告書はコンセンサスベースの議論により作成され、2006年11月にOECD-NEAより発行された。本活動はPR&PP文化の確立に寄与しているという点でも高く評価されており、将来システムの核拡散抵抗性の国際的議論に大きな影響を及ぼしている。我が国においても次世代核燃料サイクルを開発するうえで、拡散抵抗性を十分に有しているシステムを設計・開発していくのは勿論のこと、それを国内外に適確に説明し、理解を得ていくことが必須である。このため、このRev.5報告書は、我が国の次世代核燃料サイクルの開発や関連研究の進展に有用であると考え、OECD-NEAの同意を得て翻訳し、日本語版として刊行することにした。原著(英語)はOECD-NEAのウェブサイトから入手可能である。
--------------------------------------------------------------------------------
40000112
米国エネルギー省「探索及び放出後管理に関する国際ワークショップ(ISCM-WS)」調査報告
川上 剛; 田崎 隆
JAEA-Review 2011-028; December 2011,47p.
2010年5月17日から20日にかけて、米国エネルギー省主催の探索及び放出後管理に伴う国際ワークショップ(以下、「ISCM-WS」という。)が開催された。ISCM-WSは、世界的な原子力・放射線緊急事態への対応能力を構築・強化し、核・放射線テロへの戦いを支援することを狙いとしており、世界26か国から92名及びIAEAから3名の関係者を招き、米国の核・放射線テロ対応,原子力・放射線緊急事態も含めた放出後管理のための技術・体制・活動等について紹介していた。本報告は、このISCM-WSについて、ワークショップ内で紹介された核・放射線テロを想定した探索チームの活動,原子力緊急事態や核・放射線テロ発生後の放出後管理に伴う活動に関する内容を含めた調査結果をまとめたものである。
川久保 陽子; 井上 尚子; 千崎 雅生
JAEA-Review 2011-024; December 2011,75p.
「GEN IV原子力システムの核拡散抵抗性及び核物質防護評価手法」Revision 5報告書は「Rev.5報告書」とも呼ばれ、本WGで開発された評価手法の重要な枠組みが記載されている。Rev.5報告書はコンセンサスベースの議論により作成され、2006年11月にOECD-NEAより発行された。本活動はPR&PP文化の確立に寄与しているという点でも高く評価されており、将来システムの核拡散抵抗性の国際的議論に大きな影響を及ぼしている。我が国においても次世代核燃料サイクルを開発するうえで、拡散抵抗性を十分に有しているシステムを設計・開発していくのは勿論のこと、それを国内外に適確に説明し、理解を得ていくことが必須である。このため、このRev.5報告書は、我が国の次世代核燃料サイクルの開発や関連研究の進展に有用であると考え、OECD-NEAの同意を得て翻訳し、日本語版として刊行することにした。原著(英語)はOECD-NEAのウェブサイトから入手可能である。
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40000112
米国エネルギー省「探索及び放出後管理に関する国際ワークショップ(ISCM-WS)」調査報告
川上 剛; 田崎 隆
JAEA-Review 2011-028; December 2011,47p.
2010年5月17日から20日にかけて、米国エネルギー省主催の探索及び放出後管理に伴う国際ワークショップ(以下、「ISCM-WS」という。)が開催された。ISCM-WSは、世界的な原子力・放射線緊急事態への対応能力を構築・強化し、核・放射線テロへの戦いを支援することを狙いとしており、世界26か国から92名及びIAEAから3名の関係者を招き、米国の核・放射線テロ対応,原子力・放射線緊急事態も含めた放出後管理のための技術・体制・活動等について紹介していた。本報告は、このISCM-WSについて、ワークショップ内で紹介された核・放射線テロを想定した探索チームの活動,原子力緊急事態や核・放射線テロ発生後の放出後管理に伴う活動に関する内容を含めた調査結果をまとめたものである。
原子力機構デブリに関する研究（英語版）
http://www.jaea.go.jp/english/04/ntokai/fukushima/fukushima_01.html
自動翻訳ですが。
燃料デブリの特性評価
燃料デブリは、燃料集合体、制御棒、およびいくつかの他の原子炉材料の中に分散固化した溶融物です。燃料デブリは、原子炉圧力容器内ではなく、一次格納容器だけでなく、分散していると考えられます。これは、燃料デブリの除去、保存、処理及び処分の効率的かつ適切な動作のために燃料デブリの特性を理解する必要があります。
特徴付け、材料特性、及び化学的処理
◎目的
コアは、主に溶融燃料（UO 2及びジルカロイ）と制御棒（B4Cとステンレス鋼）で構成され、それも一次の底部に注入された海水、圧力容器（鋼）、コンクリートからの塩の堆積物と反応したかもしれません格納容器。固化した破片の成分および特性は、条件（温度履歴、酸素分圧）と凝固の位置に応じて広範囲に変化します。
燃料デブリを除去し、分析し、保管及び処分のための方法を決定するために、そのような組成物は、相、密度、微細構造、および機械的および熱的特性としてのその化学的および物理的特性を理解することが必須です。
◎R＆D活動
実際の燃料デブリは、今後数年間でサンプリングされる予定です。それまでは、特性の研究は（U、Zrの）O2 SIM-破片を使用して行われています。 （U、Zrの）O2、海塩預金、ジルコニウム、B4C、ステンレス鋼とコンクリート間の高温反応生成物の種々の形態は、X線回折、顕微鏡観察および元素分析によって特徴付けられる等ビッカース硬度と熱伝導率の測定され材料特性のデータベースに含まれます。さらに、スリーマイル島の事故からサンプリング燃料デブリは、基準材料として使用されます。
並行して、溶解するための前処理技術は、分析し、再処理のための還元または塩素化も検討されています。
◎関連施設
- ホット研究所
- 研究炉およびアクセラレータ
シム·デブリ形成の異なる状態に起因する種々の相と微細構造
（U、Zrの）O2シムデブリの熱処理された酸溶解にアルカリ
このR＆Dは、「東京電力福島第一原子力発電所1〜4号機の廃止措置に向けた中長期的なロードマップ」の一部に貢献しています。
（2-（3）-1）模擬燃料デブリを用いた特性に関する研究
（2-（3）-3）燃料デブリの処理のための技術の開発
燃料デブリの臨界管理
◎目的
制御棒は、分解された、またはコアが溶かされ、核分裂連鎖反応を制御するために、それらの定期的な機能が失われたときに、燃料集合体と一緒に変位します。これは、燃料デブリの除去中に冷却水の断片化によって導か条件変化に対する再臨界の可能性があることを意味します。
様々な材料の混合物である燃料デブリの臨界特性を調査する必要があります。再臨界と再臨界事象に対する対策の開発のリスク評価は、燃料デブリの安全な取り扱いのために必要です。
◎R＆D活動
種々の組成を有する燃料デブリの臨界質量は、燃料デブリの断片化、除去、およびストレージなどの各操作の再臨界の危険度を評価するために計算されています。よりリスクの高いレベルの操作では、未臨界の検出システムは、再臨界の対策のセーフティネットとして開発されています。
それは、福島第一原子力発電所サイト内の実際の処理への適用前に、R＆Dの結果を検証することも重要です。したがって、いわゆる「臨界アセンブリ」と呼ばれる小さな反応器は、シミュレートされた燃料デブリの臨界量を測定することにより、臨界質量の計算の精度を確認するために、または中性子毒の中性子検出器の感度及び有効性を試験することによって対策の信頼性を実証するために使用され。
http://www.jaea.go.jp/english/04/ntokai/fukushima/fukushima_01.html
自動翻訳ですが。
燃料デブリの特性評価
燃料デブリは、燃料集合体、制御棒、およびいくつかの他の原子炉材料の中に分散固化した溶融物です。燃料デブリは、原子炉圧力容器内ではなく、一次格納容器だけでなく、分散していると考えられます。これは、燃料デブリの除去、保存、処理及び処分の効率的かつ適切な動作のために燃料デブリの特性を理解する必要があります。
特徴付け、材料特性、及び化学的処理
◎目的
コアは、主に溶融燃料（UO 2及びジルカロイ）と制御棒（B4Cとステンレス鋼）で構成され、それも一次の底部に注入された海水、圧力容器（鋼）、コンクリートからの塩の堆積物と反応したかもしれません格納容器。固化した破片の成分および特性は、条件（温度履歴、酸素分圧）と凝固の位置に応じて広範囲に変化します。
燃料デブリを除去し、分析し、保管及び処分のための方法を決定するために、そのような組成物は、相、密度、微細構造、および機械的および熱的特性としてのその化学的および物理的特性を理解することが必須です。
◎R＆D活動
実際の燃料デブリは、今後数年間でサンプリングされる予定です。それまでは、特性の研究は（U、Zrの）O2 SIM-破片を使用して行われています。 （U、Zrの）O2、海塩預金、ジルコニウム、B4C、ステンレス鋼とコンクリート間の高温反応生成物の種々の形態は、X線回折、顕微鏡観察および元素分析によって特徴付けられる等ビッカース硬度と熱伝導率の測定され材料特性のデータベースに含まれます。さらに、スリーマイル島の事故からサンプリング燃料デブリは、基準材料として使用されます。
並行して、溶解するための前処理技術は、分析し、再処理のための還元または塩素化も検討されています。
◎関連施設
- ホット研究所
- 研究炉およびアクセラレータ
シム·デブリ形成の異なる状態に起因する種々の相と微細構造
（U、Zrの）O2シムデブリの熱処理された酸溶解にアルカリ
このR＆Dは、「東京電力福島第一原子力発電所1〜4号機の廃止措置に向けた中長期的なロードマップ」の一部に貢献しています。
（2-（3）-1）模擬燃料デブリを用いた特性に関する研究
（2-（3）-3）燃料デブリの処理のための技術の開発
燃料デブリの臨界管理
◎目的
制御棒は、分解された、またはコアが溶かされ、核分裂連鎖反応を制御するために、それらの定期的な機能が失われたときに、燃料集合体と一緒に変位します。これは、燃料デブリの除去中に冷却水の断片化によって導か条件変化に対する再臨界の可能性があることを意味します。
様々な材料の混合物である燃料デブリの臨界特性を調査する必要があります。再臨界と再臨界事象に対する対策の開発のリスク評価は、燃料デブリの安全な取り扱いのために必要です。
◎R＆D活動
種々の組成を有する燃料デブリの臨界質量は、燃料デブリの断片化、除去、およびストレージなどの各操作の再臨界の危険度を評価するために計算されています。よりリスクの高いレベルの操作では、未臨界の検出システムは、再臨界の対策のセーフティネットとして開発されています。
それは、福島第一原子力発電所サイト内の実際の処理への適用前に、R＆Dの結果を検証することも重要です。したがって、いわゆる「臨界アセンブリ」と呼ばれる小さな反応器は、シミュレートされた燃料デブリの臨界量を測定することにより、臨界質量の計算の精度を確認するために、または中性子毒の中性子検出器の感度及び有効性を試験することによって対策の信頼性を実証するために使用され。
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