参考資料 1 常陽 に関する参考資料 平成 28 年 10 月 27 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

1 報告内容 1. 高速炉サイクル研究開発の取組みの概要 2. もんじゅの研究開発 3. 高速炉サイクル技術開発 常陽 の再稼働に向けた取組み プルトニウム燃料第三開発室の再稼働に向けた取組み AtheNa 施設等を活用した安全性向上に向けた試験 4. 放射性廃棄物の減容化 有害度低減の研究開発 5

第 11 回原子力機構報告会 高速炉サイクル実用化に向けた 機構の取組 - 研究開発インフラの再稼働に向けた準備 - 平成 28 年 11 月 8 日 高速炉研究開発部門長 理事吉田信之 1 報告内容 1. 高速炉サイクル研究開発の取組みの概要 2. もんじゅの研究開発 3. 高速炉サイクル技術開発 常陽 の再稼働に向けた取組み プルトニウム燃料第三開発室の再稼働に向けた取組み AtheNa 施設等を活用した安全性向上に向けた試験

高速炉技術に対する評価のまとめ 2

資料 3 現時点で我が国が保有している高速炉サイクル技術に対する評価について 平成 30 年 6 月 1 日 高速炉開発会議戦略ワーキンググループ統括チーム 高速炉技術に対する評価のまとめ 2 ナトリウム冷却高速炉開発の流れ 常陽 もんじゅ までの開発によりナトリウム冷却高速炉による発電システムに必要な技術は概ね取得した 残された課題としては安全性向上 信頼性向上 経済性向上が抽出され もんじゅ 以降も検討が進められてきた

もんじゅ研究計画

- 125 - 将来のための有用な技術 フランスでは 2 種類の高速中性子炉を選択 : ナトリウム冷却 : 基本路線 ASTRID プロジェクト 統合された技術の実証 600 MWe 第 4 世代原子炉 ガス冷却 : 将来のための方策 ALLEGRO プロジェクト : 中欧の多国間協力による プロジェクト CEA も連携 PAGE 3 ASTRID と燃料サイクルの計画 フランス政府へ 2012 報告書

第 2 日 放射性廃棄物処分と環境 A21 A22 A23 A24 A25 A26 放射性廃棄物処分と環境 A27 A28 A29 A30 バックエンド部会 第 38 回全体会議 休 憩 放射性廃棄物処分と環境 A31 A32 A33 A34 放射性廃棄物処分と環境 A35 A36 A37 A38

2013 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2013 年 3 月 26 日 28 日 第 1 日 原子力施設の廃止措置技術 A01 A02 A03 A04 原子力施設の廃止措置技術 A05 A06 A07 放射性廃棄物処分と環境 A08 A09 A10 A11 A12 A13 放射性廃棄物処分と環境 A14 A15 A16 A17

高速炉開発会議第 13 回戦略 WG 資料 1 82O-OG-0058 高速炉の新たな可能性について 2018 年 10 月 17 日 株式会社日立製作所原子力ビジネスユニット日立 GE ニュークリア エナジー株式会社 Hitachi Ltd All rights reserved.

高速炉開発会議第 13 回戦略 WG 資料 1 82O-OG-0058 高速炉の新たな可能性について 2018 年 10 月 17 日 株式会社日立製作所原子力ビジネスユニット日立 GE ニュークリア エナジー株式会社 Hitachi Ltd. 2018. All rights reserved. 目次 1. 日立の原子力ビジョンと新型炉開発 2. 軽水冷却高速炉について 3. 金属燃料 Na 冷却高速炉について

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文部科学省 革新的原子力システム技術開発 公募事業 平成 19 年度 強い核拡散抵抗性を有する Pu を生成する革新的原子炉技術開発 成果報告書 ( 概要版 ) 東京工業大学 本報告書は電源開発促進対策特別会計法に基づく文部科学省からの委託研究として 東京工業大学が実施した平成 19 年度 強い核拡散抵抗性を有する Pu を生成する革新的原子炉技術開発 の成果を取り纏めたものです したがって 本報告書の複製

A23 A24 A25 A26 A27 A28 A38 A39 燃料再処理 A40 A41 A42 A43 第 3 日 休 憩 総合講演 報告 3 日本型性能保証システム 燃料再処理 A29 A30 A31 A32 A33 A34 A35 燃料再処理 A36 A37 燃料再処理 A44 A45 A4

2010 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2010 年 9 月 15 日 17 日 第 1 日 発表 10 分, 討論 5 分 燃料再処理 A01 A02 A03 A04 A05 A06 A07 休 憩 総合講演 報告 1 計量保障措置分析品質保証 燃料再処理 A08 A09 A10 A11 A12 燃料再処理 A13 A14 A15

日本原子力学会 2015 年春の年会 日程表 2015 年 3 月 20 日 ( 金 )~22 日 ( 日 ) 茨城大学日立キャンパス JR JR 11 10 21 22 23 24 EV EV 日 時 :2015 年 3 月 20 日 ( 金 ) 19:00~20:30 場 所 会 費 定 員 交 通 展示期間 :2015 年 3 月 20 日 ( 金 )~22 日 ( 日 ) 場 所

資料 1 平成 30 年 8 月 3 日 電気事業連合会 保安のための措置に係る運用ガイド ( 案 ) に対する事業者意見 1. はじめに H30.4.16 に提示いただいた 実用発電用原子炉施設に係る施行規則のイメージ 保安のための措置に係る運用ガイドのイメージ のうち 発電用原子炉施設の施設管理 ( 第 81 条 ) に関連する記載については 事業者の活動を限定するような記載が見受けられる 実際の活動内容については

原子炉の原理と構造

使用済燃料と高レベル放射性廃棄物問題 目次 使用済み 燃料ー再処理か直接処分か使用済み燃料の組成放射性廃棄物の区分と発生個所高レベル放射性廃棄物の減衰と 処分 原子力発電所における廃棄物の処理方法高レベル放射性廃棄物の処理 処分プルサーマル問題を考える核種転換 ( 消滅処理 ) とは何か核種転換 ( 消滅処理 ) の展望 評価ー Made by R. Okamoto (Emeritus Prof.

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E AN 2 JCO ATM 25320 0 m 100 m JR EV WC EV WC EV WC D101 1 D202 5 D201 WC WC 日 時 2010 年 3 月 26 日 ( 金 ) 場 所 会 費 定 員 会場への移動 日 時 2010 年 3 月 26 日 ( 金 ) 場 所 対 象 会 費 定 員 2010 年 3 月 29 日 ( 月 ) 2 月 8 日 ( 月 )

Microsoft Word 　原子力パーク　本文　070518　ATT04326.doc

5.1 革新型原子炉 5.1.1 原子力パーク 1. 序 多量の2 酸化炭素の放出は地球温暖化や異常気象を引き起こしている 原子力はこれを解決できる手段として殆ど唯一のものとして注目されているが これからの放出量は開発途上国からのものが重要になると指摘されている これらの国では大規模な電力網が無かったり 水や熱といった電気に比べ遠隔輸送が困難なものを必要としたりしている場合が多々ある これらの要求に応えるためには小型長寿命原子炉が適切と考えられる

日程表 mcd

2011 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2011 年 9 月 19 日 22 日 特別シンポジウム 特別講演 第 1 日 第 2 日 理事会からの報告と会員との意見交換 第 2 日 放射性廃棄物処分と環境 A01 A02 A03 A04 原子力青年ネットワーク連絡会 第 12 回全体会議 男女共同参画委員会セッション 核化学,

研究炉班 : 審査会合 (28 回実施 ) ヒアリング (111 回実施 ) 地震津波班 : 審査会合 (33 回実施 ) ヒアリング (73 回実施 ) 新規制基準対応の想定スケジュール (HTTR) 設置変更許可申請 : 平成 26 年 11 月 26 日 第 1 回 : 平成 28 年 10

研究炉班 : 審査会合 (27 回実施 ) ヒアリング(98 回実施 ) 地震津波班 : 審査会合 (25 回実施 ) ヒアリング(62 回実施 ) 新規制基準対応の想定スケジュール (JRR-3) 設置変更許可申請 : 平成 26 26 日 第 1 回 ( 地盤安定性 ): 平成 27 年 8 月 31 日 第 2 回 ( 安全確保の考え方 ): 平成 28 年 8 月 24 日 第 3 回 (

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2009 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2009 年 3 月 23 日 25 日 炉材料 A05 A06 A07 A08 学生連絡会 第 17 回会員総会 第 1 日 第 41 回日本原子力学会学会賞 贈呈式 特別講演 炉材料 A01 A02 A03 A04 第 1 日 休憩 炉材料 A09 A10 A11 A12 A13

使用済み燃料の処理 処分の観点からの核燃料サイクルにおける高速炉の意義と 高速炉使用済み燃料再処理の 技術動向と課題 資料 2 鈴木達也 長岡技術科学大学 1

使用済み燃料の処理 処分の観点からの核燃料サイクルにおける高速炉の意義と 高速炉使用済み燃料再処理の 技術動向と課題 資料 2 鈴木達也 長岡技術科学大学 1 発表の概要 核燃料サイクルにおける高速炉の意義 軽水炉使用済み燃料 高速炉使用済み MOX 燃料の特性比較と高速炉 MOX 燃料の課題 MOX 燃料再処理の現状 我が国における高速炉 MOX 燃料再処理技術開発の現状 高速炉燃料再処理の人材育成と技術伝承の課題

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2011年春の年会 福井大学文京キャンパス 交通案内 ①私鉄えちぜん鉄道 福井駅 福大前西福井駅 約10分 片道150円 時刻表 http://www.echizen-tetudo.co.jp/ 下り 三国港駅行き にご乗車ください ②京福バス JR 福井駅前 10のりば 福井大学前 約10分 片道200円 時刻表 http://bus.keifuku.co.jp/ ③空港連絡バス 小松空港 福井駅

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2013 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2013 年 9 月 3 日 5 日 第 1 日 理事会セッション 休憩 B04 B05 核融合中性子工学 B06 B07 特別講演 原子力安全部会セッション 第 2 日 総合講演 報告 4 市民および専門家の意識調査 分析 原子力発電部会 第 24 回全体会議 原子力発電部会セッション

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2014 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2014 年 3 月 26 日 28 日 休憩 標準委員会セッション2( システム安全専門部会 ) 総合講演 報告 2 水素安全対策高度化 第 3 日 原子力安全部会セッション 原子力発電部会 第 25 回全体会議 第 1 日 原子力発電部会セッション 標準委員会セッション 3( 原子力安全検討会,

POWER & ENERGY SYSTEM

ISSN 1340-6671 POWER & ENERGY SYSTEM NEWSLETTER No.29 Oct 2004 POWER & ENERGY SYSTEM 図１ 革新的水冷却炉の概要 サイクルや高い転換比が実現できる 図 1 に現行軽水炉 BWR の炉心を変更し Pu の有効利用を 図るための設計例を示す 核分裂性 Pu の劣化を抑えるためには 水による中性子の減速をできる限り低く抑えて中性子のエネルギ

国家基幹研究開発推進事業　原子力システム研究開発 －基盤研究開発分野－

原子力システム研究開発事業基盤技術開発分野革新技術創出型事後評価総合所見 別紙 評価の概略 研究開発課題名 ( 研究機関名 ): 高解像度 X 線 CT による燃料棒 燃料集合体の照射挙動の究明 ( 独立行政法人日本原子力研究開発機構 ) 研究期間及び予算額 : 平成 20 年度 ~ 平成 22 年度 (3 年計画 )256,315 千円項目要約 1. 研究開発の概要高速増殖炉の燃料集合体の全燃料棒の照射による変形

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2015 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2015 年 9 月 9 日 11 日 発表 10 分, 質疑応答 5 分 第 1 日 炉設計と炉型戦略, 核変換技術 A01 A02 A03 炉設計と炉型戦略, 核変換技術 A04 A05 A06 A07 休憩 教育委員会セッション 炉設計と炉型戦略, 核変換技術 A08 A09 A10

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2014 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2014 年 9 月 8 日 10 日 第 1 日 倫理委員会セッション 社会 環境部会 第 31 回全体会議 社会 環境部会セッション 特別講演 理事会セッション 第 2 日 原子力安全部会セッション 休 憩 保健物理 環境科学部会セッション 放射線工学部会セッション 教育委員会セッション

研究炉に関わる研究環境と課題

補足説明資料 京都大学臨界集合体実験装置 (KUCA) で使用する高濃縮ウラン燃料の撤去について 平成 30 年 8 月 京都大学複合原子力科学研究所 京都大学研究用原子炉 :KUR (Kyoto University Research Reactor) タンク型の軽水冷却軽水減速熱中性子炉 ( 最大熱出力 :5,000kW) 濃縮度約 20% の MTR 型燃料を使用 一般研究 材料照射 放射性同位元素生産

目次 分離変換技術とは 分離変換を組み込んだ核燃料サイクル 海外の高速炉開発実績と現在の開発状況 フランスの高速炉開発 ( 概要 ) フランスの核燃料サイクル戦略 ( 分離オプション ) フランスの技術実証炉 ASTRID について フランスの技術実証炉 ASTRID の開発計画 高速炉開発で連携日

自由民主党資源 エネルギー戦略調査会放射性廃棄物処分に関する小委員会 フランスにおける 高速炉 (ASTRID) について 日本原子力研究開発機構 佐賀山豊 平成 26 年 3 月 12 日 目次 分離変換技術とは 分離変換を組み込んだ核燃料サイクル 海外の高速炉開発実績と現在の開発状況 フランスの高速炉開発 ( 概要 ) フランスの核燃料サイクル戦略 ( 分離オプション ) フランスの技術実証炉

試験研究炉の状況について

第 12 回東海フォーラム 研究炉の運転再開への 取組みについて 平成 29 年 7 月 6 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 原子力科学研究所長湊和生 原子力科学研究所の沿革 1956 1965 1975 1985 1995 2005 2015 2017 日本原子力研究所発足 東海研究所設置 我が国初の原子炉 JRR-1 臨界 JRR-2 臨界 JRR-3 臨界 我が国初の原子力発電に成功

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シビアアクシデント時の燃料からの放射性物質放出 工藤保 日本原子力研究開発機構 第二回溶融事故における核燃料関連の課題検討ワーキンググループ 平成 23 年 11 月 4 日 はじめに 1/3 1 原子炉 : 燃料中への放射性物質の蓄積 TMI-2 事故等 多重防護 しかしながら 事故の防止 事故影響の低減 シビアアクシデント条件下におけるソースターム評価研究が多く行われる 放射性物質 燃料からの放射性物質の放出

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超高燃焼度燃料研究に対する取り組み 東京工業大学革新的原子力研究センター中江延男 東京工業大学原子炉工学研究所 2010 年 8 月 20 日 原子力に求められる 5 つの特性 革新的原子力研究の目標 解決方策 判断の目安 となる指標 持続可能性資源の有効利用天然 U 利用効率 100% 最終的な 目標値 環境負荷低減性放射性廃棄物の低減 放出量 ゼロ リリース ( 安定化 ) 放射性毒性 天然 Uと等価

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伊方原発 3 号機の設置変更の許可処分に関する行政不服審査法に基づく異議申立口頭意見陳述会 2015 年 11 月 30 日 重大事故発生時の対処において水素爆轟の危険がある 滝谷紘一 1 要旨 規制委員会は 重大事故等対策の有効性評価における水素爆轟の防止に関して ジルコニウムー水反応と溶融炉心 コンクリート相互作用により発生する格納容器内の水素濃度は 解析の不確かさを考慮しても判断基準を満足するとした事業者の評価を承認した

1．2．5．2　フェライト/マルテンサイト鋼ラッパ管の開発

1.2.5.2 共通技術高強度フェライト / マルテンサイト鋼ラッパ管の開発 (1/5) 研究の背景 / 目的高速中性子照射下での耐スエリング性がオーステナイト系ステンレス鋼に比べて格段に優れ 長期使用が期待できるフェライト / マルテンサイト鋼 ( 以下 鋼 : 公称組成 0.12C-11Cr 0.5Mo 2W-0.2V-0.05Nb-0.05N) は実用化集合体ラッパ管材料として期待されている

第 2 回保障措置実施に係る連絡会 ( 原子力規制庁 ) 資料 3 廃止措置施設における保障措置 ( 規制庁及び IAEA との協力 ) 平成 31 年 4 月 24 日 日本原子力研究開発機構安全 核セキュリティ統括部 中村仁宣

第 2 回保障措置実施に係る連絡会 ( 原子力規制庁 ) 資料 3 廃止措置施設における保障措置 ( 規制庁及び IAEA との協力 ) 平成 31 年 4 月 24 日 日本原子力研究開発機構安全 核セキュリティ統括部 中村仁宣 はじめに JAEA は 保有する原子力施設の安全強化とバックエンド対策の着実な実施により研究開発機能の維持 発展を目指すため 1 施設の集約化 重点化 2 施設の安全確保及び

Japanese nuclear policy and its effect on EAGLE project

2018 年 8 月 23 日 JASMiRT 第 2 回国内ワークショップ 3 既往研究で取得された関連材料特性データの現状 - オーステナイト系ステンレス鋼の超高温材料特性式の開発 - 鬼澤高志 下村健太 加藤章一 若井隆純 日本原子力研究開発機構 背景 目的 (1/2) 福島第一原子力発電所の事故以降 シビアアクシデント時の構造健全性評価が求められている 構造材料の超高温までの材料特性が必要

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2 安全審査事項 論点 8 燃料健全性への影響 論点 8-1 ペレット中心温度 検討課題 MOX 燃料は, ウラン燃料よりペレットの融点が低下し, 熱伝導率も小さくなり, 燃料中心温度が上昇する傾向にある 燃料の健全性を保つことはできるのか 過去に本県や他道県に寄せられた意見 プルトニウムは, ウランのようには簡単に実験が行えず, データが決定的に不足しており, 事故時の評価が十分に行われているとは思えない

MOX MOX MOX

1 4 2 OECD 130$/kg 400 1 2001 64,000 60 235 0.7 238 235 3 5 235 238 235 2 1 99 99 ( 4.1.1.1) 60 1 2 MOX MOX MOX 238 3 3 (http://www.fepc.or.jp/menu/nuclear/nuclear8.html ) MOX PUREX 4.1.2.1 3 4cm 4 5 6

会場 F 会場 (40 人 ) 日時北九州国際会議場 31 会議室 10:00 中性子源, 中性子工学 9 月27 日( 木 ) 12:00 13:00 14:30 17:00 F01~08 医療用原子炉 加速器 / 中性子源, 中性子工学 F09~13 中性子源, 中性子工学 F14~17 ~16

9 月27 日( 木 ) 日本原子力学会 2007 年秋の大会 日程表 2007 年 9 月 27 日 ( 木 )~29 日 ( 土 ) A01~ P59 は論文番号 日時 9 月28 日( 金 ) 9 月29 日( 土 ) 会場 10:00 12:00 13:00 14:30 17:00 9:30 12:00 13:00 14:30 18:30 9:30 12:00 13:00 14:30 16:30

第39回原子力委員会　資料第1-1号

使用済燃料対策について 平成 27 年 11 月資源エネルギー庁 エネルギー基本計画 ( 抜粋 ) 3. 原子力利用における不断の安全性向上と安定的な事業環境の確立 原子力の利用においては いかなる事情よりも安全性を最優先することは当然であり 我が国の原子力発電所では深刻な過酷事故は起こり得ないという 安全神話 と決別し 世界最高水準の安全性を不断に追求していくことが重要である いかなる事情よりも安全性を全てに優先させ

研究開発の位置づけ エネルギー基本計画 ( 平成 26 年 4 月閣議決定 ) 高レベル放射性廃棄物の最終処分に向けた取り組みの抜本強化のための方策として 地層処分の技術的信頼性について最新の科学的知見を定期的かつ継続的に評価 反映するとともに 幅広い選択肢を確保する観点から 直接処分など代替処分オ

地層処分研究開発 評価委員会 資料 21-3-5(H27.2.5) 使用済燃料の直接処分研究開発の進捗状況 平成 27 年 2 月 5 日 バックエンド研究開発部門核燃料サイクル工学研究所基盤技術研究開発部 0 研究開発の位置づけ エネルギー基本計画 ( 平成 26 年 4 月閣議決定 ) 高レベル放射性廃棄物の最終処分に向けた取り組みの抜本強化のための方策として 地層処分の技術的信頼性について最新の科学的知見を定期的かつ継続的に評価

目次 使用済燃料問題の解決に向けた取組や核燃料サイクル政策等に係る検討項目 使用済燃料問題の解決に向けた取組と核燃料サイクル政策の推進 1) 中間貯蔵施設や乾式貯蔵施設等の建設 活用等 使用済燃料の貯蔵能力の拡大を促進するため どのような施策を講じていくか 2) 核燃料サイクル政策を推進する基本方針

総合資源エネルギー調査会原子力小委員会第 6 回会合資料 3 核燃料サイクル 最終処分 に関する現状と課題 平成 26 年 9 月 資源エネルギー庁 目次 使用済燃料問題の解決に向けた取組や核燃料サイクル政策等に係る検討項目 使用済燃料問題の解決に向けた取組と核燃料サイクル政策の推進 1) 中間貯蔵施設や乾式貯蔵施設等の建設 活用等 使用済燃料の貯蔵能力の拡大を促進するため どのような施策を講じていくか

別紙 平成 25 年末における我が国の分離プルトニウム管理状況 1. 分離プルトニウムの保管状況 ( ) 内は平成 24 年末の報告値を示す (1) 国内に保管中の分離プルトニウム量 単位:kgPu 再 施設名 ( 独 ) 日本原子力研究開発機構再処理施設 日本原燃株式会社再処理施設 合計 処 理

第 31 回原子力委員会資料第 3 号 我が国のプルトニウム管理状況 平成 26 年 9 月 16 日内閣府原子力政策担当室 1. 趣旨我が国は NPT( 核兵器不拡散条約 ) を遵守し 全ての原子力活動をIAEA( 国際原子力機関 ) の保障措置の下に置いている その上で 特にプルトニウムに関しては その利用の透明性の向上を図ることにより国内外の理解を得ることが重要であるとの認識に基づいて 平成

我が国のプルトニウム管理状況

我が国のプルトニウム管理状況 1. 概要 平成 29 年 8 月 1 日内閣府原子力政策担当室 (1) プルトニウム管理状況報告我が国は 核不拡散条約 (NPT) の下 全ての原子力物質 活動を国際原子力機関 (IAE A) 保障措置の下に置いており 特にプルトニウムに関しては 平和利用を大前提に 利用目的のないプルトニウムは持たない原則を堅持している そのため プルトニウム利用の透明性の向上を図り

各原子力発電所における使用済燃料貯蔵状況 事業者 / 発電所名貯蔵量管理容量 (2016 年 9 月末時点 ) 単位 : トン U 継続的に稼働した場合に 管理容量を超過するまでの期間 ( 年 ) ( 試算 ) 北海道 泊 400 1, 東北 女川 東通 10

8. 核燃料サイクル 最終処分 各原子力発電所における使用済燃料貯蔵状況 事業者 / 発電所名貯蔵量管理容量 (2016 年 9 月末時点 ) 単位 : トン U 継続的に稼働した場合に 管理容量を超過するまでの期間 ( 年 ) ( 試算 ) 北海道 泊 400 1,020 16.5 東北 女川 420 790 8.2 東通 100 440 15.1 福島第一 2,130 2,260 - 東京 福島第二

IAEA（国際原子力機関）の査察技術開発への協力 - 日本発の技術で核不拡散に貢献 -

平成 20 年 2 月 19 日第 3 回東海フォーラム IAEA( 国際原子力機関 ) の査察技術開発への協力 - 日本発の技術で核不拡散に貢献 - 独立行政法人日本原子力研究開発機構プルトニウム燃料技術開発センター技術部次長高橋三郎 1 原子力開発を支える 4 つの車輪 核不拡散 原子力 核物質防護 情報公開 保障措置 安全確保 人類の豊かな生活へ 2 核不拡散 ( 核物質防護と保障措置 ) 核物質防護

我が国のプルトニウム管理状況

我が国のプルトニウム管理状況 1. 概要 平成 28 年 7 月 27 日内閣府原子力政策担当室 (1) プルトニウム管理状況報告我が国は 核不拡散条約 (NPT) の下 全ての原子力物質 活動を国際原子力機関 (IAE A) 保障措置の下に置いており 特にプルトニウムに関しては 平和利用を大前提に 利用目的のないプルトニウムは持たない原則を堅持している そのため プルトニウム利用の透明性の向上を図り

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PSN Number: PSNN-2014-0979 Document Number: AFT-2014-000353 Rev.000(1) 金属燃料高速炉による放射性廃棄物 の消滅処理 国際シンポジウム 放射性廃棄物低減に向けた現状と将来の展望 ~ ゼロリリースを目指して ~ 於 : 東京 タワーホール船堀 有江和夫 ( 株 ) 東芝電力システム社原子力開発設計部 担当部長 2014 年 10 月

放射性廃棄物の発生 Q 放射性廃棄物 ってなに? 放射性廃棄物の発生場所 使用済燃料のリサイクルに伴って発生する廃棄物 放射性廃棄物 は 原子力発電や 使用済燃料のリサイクルなどに伴って発生する ( 放射線を出す ) 放射性物質を含む廃棄物 です 原子力発電所の運転に伴って発生する放射性廃棄物 ラン

2018.1 放射性廃棄物 Q & A 放射性廃棄物 ってなに? 放射性固体廃棄物は どのように処分するの? 原子力発電所を解体して出た廃棄物は どのように処分するの? クリアランス制度 ってなに? この印刷物は環境配慮型印刷システムを採用しています 2018.1 放射性廃棄物の発生 Q 放射性廃棄物 ってなに? 放射性廃棄物の発生場所 使用済燃料のリサイクルに伴って発生する廃棄物 放射性廃棄物 は

原子炉物理学 第一週

核燃料施設等の新規制基準の 概要 1 対象となる施設 核燃料加工施設 (7) 使用済燃料貯蔵施設 (1) 使用済燃料再処理施設 (2) 廃棄物埋設施設 (2) 廃棄物管理施設 (2) 核燃料物質使用施設 ( 大型施設 15) 試験研究用原子炉施設 (22) 核燃料施設 等 ( ) 内は 国内事業所数 2 対象となる施設 http://www.nsr.go.jp/committee/kisei/data/0033_01.pdf

地層処分研究開発調整会議 ( 第 1 回会合 ) 資料 3-3 包括的技術報告書の作成と今後の技術開発課題 2017 年 5 月 原子力発電環境整備機構 (NUMO) P. 0

地層処分研究開発調整会議 ( 第 1 回会合 ) 資料 3-3 包括的技術報告書の作成と今後の技術開発課題 2017 年 5 月 原子力発電環境整備機構 (NUMO) P. 0 包括的技術報告書の作成 P. 1 報告書作成の背景と目的 背景 東北地方太平洋沖地震, 東京電力福島第一原子力発電所事故の発生を契機とした, 地層処分の技術的信頼性に対する再評価の必要性 今後の国による地域の科学的な特性の提示と自治体に対する文献調査への協力申入れにともない想定されるサイト選定活動の進展

2 号機及び 3 号機 PCV - 分析内容 原子炉格納容器 (PCV) 内部調査 (2 号機平成 25 年 8 月 3 号機平成 27 年 10 月 ) にて採取された (LI-2RB5-1~2 LI-3RB5-1~2) を試料として 以下の核種を分析した 3 H, Co, 90 Sr, 94 N

2 号機及び 3 号機原子炉格納容器 (PCV) 内の分析結果 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 平成 28 年 11 月 24 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発 ) 成果の一部が含まれている 0 概要 事故後に発生した固体廃棄物は 従来の原子力発電所で発生した廃棄物と性状が異なるため

資料 4 廃止措置施設における 保障措置について 2019 年 4 月 24 日 Copyright CHUBU Electric Power Co.,Inc. All Rights Reserved. 1

資料 4 廃止措置施設における 保障措置について 2019 年 4 月 24 日 1 INDEX 01 02 廃止措置施設における保障措置について 浜岡原子力発電所 1,2 号炉廃止措置の概要 廃止措置中の保障措置について 03 04 廃止措置に係る DIQ 対応 その他 2 01 浜岡原子力発電所 1,2 号炉 廃止措置の概要 3 01 浜岡原子力発電所 1,2 号炉廃止措置の概要 廃止措置計画

06.表紙.indd

ISSN 0919-4908 Autumn 2008 No.63 1 Plutonium No.63 Autumn 2008,, (NPT) NPT NPT NPT NPT NPT NPT NPT NPT NPT NPT NPT IAEA NPT NPT NPT NPT NPT NPT NPT (IAEA) IAEA IAEANPT (NSG) NSG NSG NGS NPTIAEA NPT NSG

第 12 回原子力機構報告会 高レベル放射性廃棄物の減容化 有害度低減の実現に向けて - 照射済燃料からのMA 分離技術への挑戦 - 平成 29 年 11 月 14 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構高速炉研究開発部門次世代高速炉サイクル研究開発センター燃料サイクル技術開発部 竹内正行

第 12 回原子力機構報告会 高レベル放射性廃棄物の減容化 有害度低減の実現に向けて - 照射済燃料からのMA 分離技術への挑戦 - 平成 29 年 11 月 14 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構高速炉研究開発部門次世代高速炉サイクル研究開発センター燃料サイクル技術開発部 竹内正行 報告内容 (1) 放射性核種の分離変換研究の意義と効果 (2) MA の分離技術と主な研究成果 (3) 高速炉を利用した

資料3　もんじゅサイトを活用した新たな試験研究炉の在り方に関する調査概要

資料 3 科学技術 学術審議会研究計画 評価分科会原子力科学技術委員会原子力研究開発基盤作業部会 ( 第 6 回 ) H30.3.29 もんじゅサイトを活用した新たな試験研究炉の在り方に関する調査概要 平成 30 年 3 月 29 日文部科学省 もんじゅ サイトを活用した新たな試験研究炉に関する検討 1. 背景 平成 28 年 12 月に開催された 原子力関係閣僚会議 において下記が決定 将来的に

CLT による木造建築物の設計法の開発 ( その 3)~ 防耐火性能の評価 ~ 平成 26 年度建築研究所講演会 CLTによる木造建築物の設計法の開発 ( その 3) ~ 防耐火性能の評価 ~ 建築防火研究グループ上席研究員成瀬友宏 1 CLT による木造建築物の設計法の開発 ( その 3)~ 防耐

CLTによる木造建築物の設計法の開発 ( その 3) ~ 防耐火性能の評価 ~ 建築防火研究グループ上席研究員成瀬友宏 1 内容 Ⅰ はじめに 1) 木材 製材 集成材 CLT の特徴 テキスト p.45~5050 と燃えしろ の燃えしろを検討するにあたっての課題 1)CLT の燃えしろに関する実験的検討 壁パネルの非損傷性に関する実験的検討 等の防耐火性能に関する建築研究所のその他の取り組み Ⅳ

資料4-2　IFMIF・EVEDA事業ヒアリング資料

ELTL Title of the slide 第 2 回原型炉開発総合戦略タスクフォース会合平成 27 年 7 月 17 日 中性子源と IFMIF/ 事業の状況概要 日本原子力研究開発機構核融合研究開発部門核融合炉材料研究開発部 1 BA 活動 (IFMIF/ 事業延長を想定 ) 中性子源開発に向けたスケジュール概要案 DEMO ITER 概念設計活動 C&R 移行判断工学設計活動発展概念設計活動

もんじゅ研究計画

- 111 - 添付資料 3 もんじゅ国際ワークショップ各国説明資料 - 112 - - 113 - ( 仮訳 ) もんじゅ を活用した国際共同研究に関する国際ワークショップ 2013 年 4 月 24-25 日福井県 革新型高速炉概念を支援する IAEA の研究開発活動ともんじゅの役割 ステファノモンティ国際原子力機関原子力エネルギー局高速炉技術開発チームリーダー (s.monti@iaea.org)

第28回原子力委員会　資料第3号

我が国のプルトニウム管理状況 平成 27 年 7 月 21 日内閣府原子力政策担当室 1. 概要 (1) プルトニウム管理状況報告我が国は 核不拡散条約 (NPT) の下 全ての原子力物質 活動を国際原子力機関 (IAE A) 保障措置の下に置いており 特にプルトニウムに関しては 平和利用を大前提に 利用目的のないプルトニウムは持たない原則を堅持している そのため プルトニウム利用の透明性の向上を図り

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美浜発電所 2 号機の燃料集合体漏えいに係る原因と対策について 平成 22 年 6 月 11 日関西電力株式会社 美浜発電所 2 号機 ( 加圧水型軽水炉定格電気出力 50 万キロワット 定格熱出力 145 万 6 千キロワット ) は 定格熱出力一定運転中の 4 月 19 日 1 次冷却材中の希ガス (Xe-133) の濃度が 前回測定値から上昇していることを確認したため 燃料集合体に漏えいが発生した疑いがあるものと判断し

もんじゅ ふげん に関する国の取組 2018 年 11 月 23 日 文部科学省研究開発局もんじゅ ふげん廃止措置対策監明野吉成 本日の御説明内容 1. もんじゅ ふげん の廃止措置に係る国の取組 もんじゅ 廃止措置に係る国の取組について ふげん 廃止措置に係る国の取組について 2. 敦賀エリアを中

もんじゅ ふげん に関する国の取組 2018 年 11 月 23 日 文部科学省研究開発局もんじゅ ふげん廃止措置対策監明野吉成 本日の御説明内容 1. もんじゅ ふげん の廃止措置に係る国の取組 もんじゅ 廃止措置に係る国の取組について ふげん 廃止措置に係る国の取組について 2. 敦賀エリアを中心とした地域振興 もんじゅ 廃止措置方針決定後の立地自治体との関係について もんじゅ関連協議会 における地元への回答について

Isotope News 2019年8月号　No.764

ITER 計画及び BA 活動の現況と今後の展望 石田 真一 Ishida Shinichi 1 はじめに 80 1 E=mc 2 1g m 8t E 1 ITER 2 BA 3 図 1 2018 7 5 1 COP21 2 2017 12 2018 7 JT-60SA 2020 ITER 2025 C&R ITER 2035 QST ITER BA 1 4 6 2 19 10 3 19 6 6 図1

Microsoft PowerPoint - 燃料デブリ臨界r1.pptx

福島第一原子力発電所燃料デブリ臨界管理に資する基礎臨界データ整備に向けて 燃料サイクル安全研究ユニット 臨界安全研究グループ 福島第一原子力発電所 の炉心は 震災による非常用炉心冷却装置不全のため メルトダウンした 燃料デブリが生じていると考えられるが その位置 形状 の状況は不確か 不明である ホウ素を含まない 水で冷却されている 現状理解 STEP 燃料集合体 形状を保った 圧力容器 格納容器

Microsoft Word - ...c.iI_-3.doc

核データニュース,No.92 (2009) 核データ部会 シグマ 特別専門委員会合同企画セッション (3) 臨界安全からみた核データに対する要求 原子力機構 ( 現文部科学省 ) 須山賢也 1. 核データと臨界安全の関係核燃料サイクル施設の建設や運転が活発に行われていた1950 年代から60 年代に英米露で少なからぬ臨界事故が発生したこともあり 当時から事前の臨界安全性評価に資するための技術開発は積極的に行われてきた

海外における高レベル放射性廃棄物 処理 処分の取組み事例について 平成 26 年 2 月 18 日 公益財団法人原子力環境整備促進 資金管理センター 1

海外における高レベル放射性廃棄物 処理 処分の取組み事例について 平成 26 年 2 月 18 日 公益財団法人原子力環境整備促進 資金管理センター 1 ご説明内容 各国での放射性廃棄物の地層処分の取組状況 スウェーデン フィンランド フランス ドイツ 米国での高レベル放射性廃棄物対策 高レベル放射性廃棄物の処分概念 まとめ 2 各国での放射性廃棄物の地層処分の取組状況 事業段階国名地層処分計画の状況

大洗研究所 Oarai R&D Institute 材料試験炉 (JMTR) 高速実験炉 常陽 夏海湖 Natsumi Lake 高温工学試験研究炉 (HTTR) 大洗研究所全景 Aerial view of the Oarai R &D Institute 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構大

大洗研究所 Oarai Research & Development Institute 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 Japan Atomic Energy Agency 1 大洗研究所 Oarai R&D Institute 材料試験炉 (JMTR) 高速実験炉 常陽 夏海湖 Natsumi Lake 高温工学試験研究炉 (HTTR) 大洗研究所全景 Aerial view of the

（仮訳）資料1　「もんじゅ」廃止措置評価専門家会合

1 OFFICIAL もんじゅ 廃止措置評価専門家会合 2018 年 3 月 6 日 スティーブベキット 最高原子力責任者 DSR 2 OFFICIAL PFR 廃止措置 ドーンレイ 3 OFFICIAL 廃止措置の相乗効果 Primary Systems PFR の断面図 4 OFFICIAL 廃止措置の相乗効果 一次系 タービン 2 次系ポンプ過熱器 蒸発器 ナトリウムタンク PFR の断面図

水冷式冷却専用チラー5～20馬力

2008 東芝キヤリア空調機器ハンドブック セントラル空調システム R407C RUW P1502 P2242 P3002 P4502 P6002 Ⅰ. 標準形 1. 仕様表 4 2. 外形図 5 3. 配線図 6 4. 使用範囲 10 5. 性能特性 5 ー 1. 能力線表の見方 11 5 ー 2. 能力線図 12 5 ー 3. 能力表 15 6. 水圧損失 20 7. 内部構造図 21 8. 冷媒配管系統図

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本研究は 平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 に係る補助事業として 原子力機構が技術研究組合国際廃炉研究開発機構 (IRID) の組合員として実施した成果を含みます 平成 29 年度福島研究開発部門成果報告会 溶融燃料とコンクリートとの相互作用 (MCCI) による生成物の相および硬さ : 大型試験からの知見 平成 30 年 2 月 14 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構福島研究開発部門福島研究開発拠点廃炉国際共同研究センター燃料デブリ

資料2 第21回幅広いアプローチ（BA）運営委員会の結果概要

資料 2 第 12 回核融合科学技術委員会 平成 29 年 12 月 18 日 ( 月 ) 第 21 回幅広いアプローチ (BA) 運営委員会の結果概要 文部科学省研究開発戦略官 ( 核融合 原子力国際協力担当 ) 松浦重和 第 21 回 BA 運営委員会の結果概要 1 日程 :2017 年 12 月 13 日 ( 水 ) 場所 : ベルギー原子力研究センター ( ベルギー モル ) 出席者 : 出席者

２

瑞浪超深地層研究所坑道埋め戻し工事等への 民活導入アドバイザリー業務 ( 平成 31 年度 ) 仕様書 平成 31 年 3 月 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料 バックエンド研究開発部門東濃地科学センター研究計画調整グループ 1. 件名 瑞浪超深地層研究所坑道埋め戻し工事等への民活導入アドバイザリー業務 ( 平成 31 年度 ) 2. 目的及び概要日本原子力研究開発機構 ( 以下 原子力機構

国土技術政策総合研究所資料

5. 鉄筋コンクリート橋脚の耐震補強設計における考え方 5.1 平成 24 年の道路橋示方書における鉄筋コンクリート橋脚に関する規定の改定のねらい H24 道示 Ⅴの改定においては, 橋の耐震性能と部材に求められる限界状態の関係をより明確にすることによる耐震設計の説明性の向上を図るとともに, 次の2 点に対応するために, 耐震性能に応じた限界状態に相当する変位を直接的に算出する方法に見直した 1)

株式会社神戸製鋼所及びグループ会社、三菱マテリアル株式会社子会社の不適切行為に関する調査について

参 考 株式会社神 製鋼所及びグループ会社 三菱マテリアル株式会社 会社の 不適切 為に関する調査について 飯発電所 3,4 号機の調査結果 浜発電所 3,4 号機の調査状況 平成 30 年 2 1 神 製鋼所等および三菱マテリアル 会社の不適切 為に関するこれまでの経緯 1 神 製鋼所およびグループ会社 三菱マテリアルの 会社において 発注元との間で取り交わした製品仕様に適合していない 部の製品について検査証明書のデータ書換え等を

ドラフト版 技術評価を希望する学協会規格について 本資料は 電気事業連合会事務局にて作成中のドラフト版であり 3 月中旬に 事業者の総意として承認を受けた正式版を別途提出しますので 内容に変更が生じる可能性があります 正式版の提出にあたっては 技術評価を希望する背景等の補足説明資料を添付します 3

版 技術評価を希望する学協会規格について 本資料は 電気事業連合会事務局にて作成中の版であり 3 月中旬に 事業者の総意として承認を受けた正式版を別途提出しますので 内容に変更が生じる可能性があります 正式版の提出にあたっては 技術評価を希望する背景等の補足説明資料を添付します 3 月中旬の事業者資料を確認いただき 必要があれば面談等で事業者から説明を行います 技術評価を希望する規格の抽出について

100% % 60% 40% その他 火力発電 原子力発電 20% 0% 図 1: 電源別発電量構成比

核融合発電 実現に向けて 所属 : 工学系 2 年 8 組 25 番橋詰遼太 第 1 章はじめに 第 1 節主題設定の理由地球温暖化が問題視される中 原子力発電は火力発電に代わる主力エネルギー源として期待されていた しかし福島第一原子力発電所の事故の影響で風向きが大きく変わり 新たな発電方法が必要とされている 知名度は低いが その候補の一つとして核融合発電が挙げられる 核融合発電は 二酸化炭素を排出せず大規模な発電が可能なエネルギー源である

Microsoft PowerPoint - 【提出用】161021_北海道資料.pptx

泊発電所 3 号機 新規制基準への対応について 平成 28 年 10 月 21 日 北海道電力株式会社 目 次 1. 泊発電所 3 号機新規制基準適合性審査の状況 2. 新規制基準の概要 3. 泊発電所 3 号機における主な設備対策 (1) 設計基準対象施設 (2) 重大事故等対処施設 ( 特定重大事故等対処施設を除く ) (3) 特定重大事故等対処施設 ( テロ対策 ) 1 1. 泊発電所 3 号機新規制基準適合性審査の状況

資料１　高温ガス炉国際協力の現状について

資料 1 科学技術 学術審議会研究計画 評価分科会原子力科学技術委員会高温ガス炉技術研究開発作業部会 ( 第 4 回 ) 平成 26 年 8 月 6 日 高温ガス炉国際協力の現状について 独立行政法人日本原子力研究開発機構 目次 1. 原子力機構における高温ガス炉技術の国際展開の考え方 2. 現在の高温ガス炉国際協力の概略 3. 各国における高温ガス炉の開発状況 3.1 米国 3.2 カザフスタン

ベースライトのスタンダード 色を自然に引き立てる Ra95 スタンダードタイプも光束維持率を向上 HIDタイプは約 6 万時間のロングライフ 1

ベースライトのスタンダード 色を自然に引き立てる Ra95 スタンダードタイプも光束維持率を向上 HIDタイプは約 6 万時間のロングライフ 1 色を自然に くっきり表現 光束維持率の向上 高演色 タイプ は Ra95と演色性に優れ 商品をくっきりと際立たせます スペクトル制御技術により 肌の色も美しく 自然な色を再現します HIDは光束維持率を70% から80% にアップ 寿命も大幅に伸び 約 60,000

1 事業全体の成果 2

Ⅲ 研究開発成果について 1 1 事業全体の成果 2 開発スケジュール H12FY H13FY H14FY H15FY H16FY 高積層スタック技術の開発 高積層製造技術の確立 :250 セルスタック (300kW 級 ) 加圧ショートスタック試験加圧小型発電システムの開発 長寿命化 (10kW 級 ) モジュール構造の確立 (300 300kW 級 ) 1 万時間運転 MCFC+GT システムの実証劣化率

国立研究開発法人の保有する研究施設 : 1-1 日本原子力研究開発機構 大熊分析 研究センター 施設名 - 運転開始年月施設概要及び目的 福島県大熊町 平成 29 年度内の運用開始を目指し検討中 1F の廃止措置に伴って発生する放射性廃棄物の

1. 国立研究開発法人の保有する研究施設 1-1 日本原子力研究開発機構大熊分析 研究センター放射性物質分析施設 1-2 大洗研究開発センター材料試験炉 (JMTR) 1-3 大洗研究開発センター高速実験炉 常陽 と照射後試験施設 1-4 原子力科学研究所燃料試験施設 (RFEF) 2. 廃炉 汚染水対策事業等で活用実績のある企業 大学の保有する研究施設 2-1 日本核燃料開発放射性物質分析施設 2-2

本レポートは独立行政法人日本原子力研究開発機構が不定期に発行する成果報告書です 本レポートの入手並びに著作権利用に関するお問い合わせは 下記あてにお問い合わせ下さい なお 本レポートの全文は日本原子力研究開発機構ホームページ ( より発信されています 独立

JAEA-Data/Code 2012-018 福島第一原子力発電所の燃料組成評価 Estimation of Fuel Compositions in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant September 2012 西原健司岩元大樹須山賢也 Kenji NISHIHARA, Hiroki IWAMOTO and Kenya SUYAMA 原子力基礎工学研究部門核工学

FANUC i Series CNC/SERVO

+ Series CNC/SERVO * * 2 * * 3 Series 0+-MODEL F * * * Series 30+/31+/32+/35+-MODEL B * Power Motion +-MODEL A * PANEL +H * PANEL +H Pro * MT-LINK+ * MT-LINKi 4 サーボラインアップ @*-B series SERVO α*-bシリーズサーボは

Isotope News 2015年6月号　No.734

レーザーコンプトン散乱 線を用いた 光核反応理論の実証 早川 岳人 宮本 Hayakawa Takehito 修治 Miyamoto Shuji 日本原子力研究開発機構 兵庫県立大学工学研究科 1 場ベクトルの振動する面で定義する に対する はじめに 角度に応じて 中性子の放出確率 強度 が異 原子核が 線を吸収し 中性子を放出して なると予想される なお 角度に対する中性子 中性子数の少ない同位体に核変換される反応が

資料3-1東京工業大学における核不拡散・核セキュリティに関する研究と　人材育成（パワーポイント資料）（東京工業大学説明資料）

資料 3-1 科学技術 学術審議会研究計画 評価分科会原子力科学技術委員会核不拡散 核セキュリティ作業部会 ( 平成 28 年 6 月 23 日 ) 東京工業大学における 核不拡散 核セキュリティに関する研究と人材育成 東京工業大学 グローバル原子力安全 セキュリティ エージェント教育院 齊藤正樹 1 報告内容 1. 平和と持続的発展に向けた軍事転用困難なプルトニウムの研究 (1) プルトニウムの核拡散抵抗性

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XS2 1 XS2 2 0120-919-066 055-982-5015 XS2 3 XS2 0120-919-066 055-982-5015 4 5 XS2 XS2 6 0120-919-066 055-982-5015 XS2 7 XS2 0120-919-066 055-982-5015 8 XS2 9 XS2 0120-919-066 055-982-5015 10 XS2 11 XS2

様式１

東京都低 NOx 低 CO 2 小規模燃焼機器認定に係る 申請時の留意事項について 最終改正平成 29 年 1 月 18 日 申請書 1 申請書はエクセル型式のものを使用し 正本 1 部 写し 8 部及び電子データを提 出してください ( 申請書の様式は東京都環境局ホームページからダウンロードでき ます ) 図面 計量証明書の写し 校正証明書等の写し及び補足説明資料等についても可 能な範囲で電子データ化してください

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日本原子力学会新型炉部会部会 連絡会セッション 高速炉戦略ロードマップ検討会報告 (2) 長期的視点からの検討 : 高速炉開発の意義 2018 年 9 月 6 日 森行秀 (MFBR) 小野清, 大滝明 ( 原子力機構 ) 1 目次 1. 背景と目的 2. 世界の原子力の見通し 2.1 原子力成長見通し 2.2 天然ウラン資源の見通し 3. 我が国の原子力の見通し 3.1 国内原子力選択肢の組合せ

表紙　NRA 新規制基準概要

JASMiRT 第 1 回ワークショップセッション (3) NRA 新規制基準概要 2016.10.21 JASMiRT 事務局 ( 代表幹事 ) 安部 浩 - 目次 - 1 福島第一原発事故における教訓 2 新規制基準の基本的な考え方 3 従来の規制基準と新規制基準との比較 - 全体構成 - 津波対策 - 地震対策 - 共通要因故障への対策 ( 自然現象以外 ) 4 新規制基準への適合を求める時期

第3回モンテカルロシミュレーション研究会報告

2005 10 1 JNC (JAPAN ATOMIC ENERGY AGENCY), JAEA) JAEA http://www.jaea.go.jp/index.shtml JAEA 11 p.40 TCA Tanktype Critical Assembly JRR-3Japan Research Reactor-3 JRR-4Japan Research Reactor-4 FCA Fast

1 (1) (2) 2

【NanotechJapan Bulletin】10-9　INNOVATIONの最先端＜第4回＞

企画特集 10-9 INNOVATION の最先端 Life & Green Nanotechnology が培う新技術 < 第 4 回 > プリンテッドエレクトロニクス時代実現に向けた材料 プロセス基盤技術の開拓 NEDO プロジェクトプロジェクトリーダー東京 学教授染 隆夫 に聞く 図6 ４ ３ 解像度を変えた TFT アレイによる電子ペーパー 提供 凸版印刷 株 大面積圧力センサの開発

原子力03-15.indd

3 月24 日 A 会場 現地特別企画セッション 2006 年春の年会 日程表 2006 年 3 月 24 日 ( 金 )~26 日 ( 日 ) 日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター B 会場 放射性廃棄物処分と環境 バックエンド部会セッション C 会場 D 会場 E 会場 第 38 回日本原子力学会賞 贈呈式 照射挙動, 照射技術 特別講演 核化学, 放射化学, 分析化学, アクチノイドの化学

<4D F736F F D DB91E C D8D878F8A8CA CF6955C A208CB FAC97D D CF88F592B78E648FE382B094C5816A2E646F63>

評価の詳細 研究開発課題名 ( 研究機関名 ): 燃料集合体解体及び燃料ピンせん断技術の開発 ( 日本原子力発電株式会社 ) 機関名 : 日本原子力発電 ( 株 ) 機関名 :( 独 ) 日本原子力研究開発機構 代表者氏名 : 小林嗣幸代表者氏名 : 鷲谷忠博 研究期間及び予算額 : 平成 18 年度 ~ 平成 21 年度 (4 年計画 ) 平成 18 年度 239,022 千円 平成 19 年度

国土技術政策総合研究所 研究資料

第 7 章 検査基準 7-1 検査の目的 検査の目的は 対向車両情報表示サービス 前方停止車両 低速車両情報表示サービスおよび その組み合わせサービスに必要な機能の品質を確認することである 解説 設備の設置後 機能や性能の総合的な調整を経て 検査基準に従い各設備検査を実施する 各設備検査の合格後 各設備間を接続した完成検査で機能 性能等のサービス仕様を満たしていることを確認する検査を実施し 合否を判定する

１

4. 3R に関する国際規格と国内規格の比較検討 4.1 3R 製品の需要拡大に向けた製品 ( 品質 ) 規格に関する比較検討 (1) 国際規格と国内規格の状況の確認 2.1 章及び 3.1 章の結果を踏まえて 国際規格と国内規格の状況の一覧を作成した ( 表 4.1-1) なお 一覧を作成するに当たり 規格分野 ISO EU 米国 東南アジア 日 本 の 4 つに区分した 表 4.1-1 国際規格と国内規格の状況の一覧

開催日時 平成25年11月14日 木 9:3 17: 会場 東海大学高輪キャンパス1号館 第2会議室 講師 東海大学工学部原子力工学科 教授 大江 俊昭 氏 講義 課題1 放射性廃棄物処分の安全評価解析の基礎 Ⅰ 浅地中ピット処分の事例分析 Ⅱ 地層処分の事例分析 課題2 放射性廃棄物処分の安全評価

RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT FUNDING AND RESEARCH CENTER TOPICS 213.12.NO.18...... Ⅰ 成果等普及活動の実施状況 25 2 2 Ⅱ 25 1 17 1:3 18: 2 3 1 2 3 HLW 25 3 3 Ⅲ 開催日時 平成25年11月14日 木 9:3 17: 会場 東海大学高輪キャンパス1号館 第2会議室 講師 東海大学工学部原子力工学科

とを目指す必要がある このためには以下の10 領域における政策課題に取組む必要がある また 分類 Ⅳに分類される意見に基づく場合であっても 原子力施設の廃止措置やこれまで原子力発電の利用に伴い発生した放射性廃棄物の処分の取組に関するこれらの領域における政策課題に取組まなければならない (1) 福島第

原子力発電のあり方に応じた今後の重要政策課題の整理 ( 案 ) 資料第 2-1 号 0. はじめに原子力基本法では 我が国における原子力の研究 開発及び利用は 安全の確保を旨とし 将来のエネルギー資源を確保し 学術の進歩と産業の振興とを図り もって人類社会の福祉と国民生活の水準の向上に寄与することを目指すべきとしている 原子力の研究 開発及び利用に関する事項等について企画 審議 決定することを所掌する原子力委員会は

中性子関連技術解説書 1. はじめに 中性子利用技術名 ; 粉末中性子線回折解説書作成者 ; 技術士氏名伊東亮一 粉末中性子線回折は試料に中性子を当て 散乱される中性子線を測定して試料中の原 子構造を調べる分析法です 粉末のままで結晶構造解析ができます 2. 概要 2.1 粉末中性子線回折従来 結晶

中性子関連技術解説書 1. はじめに 中性子利用技術名 ; 粉末中性子線回折解説書作成者 ; 技術士氏名伊東亮一 粉末中性子線回折は試料に中性子を当て 散乱される中性子線を測定して試料中の原 子構造を調べる分析法です 粉末のままで結晶構造解析ができます 2. 概要 2.1 粉末中性子線回折従来 結晶構造を調べる目的では中性子線回折装置は X 線回折法と同様に使われてきました この度 J-PARC に高性能の粉末中性子線回折装置が新設されて産業へのより一層の応用が期待されています

チームリーダー向け

原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブ 若手原子力研究プログラム事後評価総合所見 研究開発課題名 : 硫化反応を用いる核燃料再処理法の基礎研究 研究代表者 ( 研究機関名 ): 桐島陽 ( 国立大学法人東北大学 ) 再委託先研究責任者 ( 研究機関名 ): 逢坂正彦 ( 独立行政法人日本原子力研究開発機構 ) 研究期間及び予算額 : 平成 21 年度 ~ 平成 22 年度 (2 年計画 ) 18 百万円項目要約

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1 0120-919-066 055-982-5015 2 3 0120-919-066 055-982-5015 4 オムロン商品ご購入のお客様へ 1. 定義本ご承諾事項中の用語の定義は次のとおりです (1) 当社商品 : 当社 の FA システム機器 汎用制御機器 センシング機器 電子 機構部品 (2) カタログ等 : 当社商品 に関する ベスト制御機器オムロン 電子 機構部品総合カタログ その他のカタログ

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1 0120-919-066 2 3 0120-919-066 4 5 6 0120-919-066 7 8 0120-919-066 9 0120-919-066 10 11 12 0120-919-066 13 0120-919-066 14 15 0120-919-066 16 オムロン商品ご購入のお客様へ 1. 定義本ご承諾事項中の用語の定義は次のとおりです (1) 当社商品 : 当社 の