名（日本原子力研究開発機構）
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構青森研究開発センター 冊子「青森県の原子力行政」 青森県庁ホームページ
... １ この協定は、締結の日から施行する。 ２ 「むつ」から原子炉が撤去されたとき以後の、第６条第１項第３号の規定の適用については、 同号中「原子力船「むつ」（以下「むつ」という。）内又は青森センター内」とあるのは、「青 森センター内」と、第８条第１項の規定の適用については、同項中「「むつ」の移動、原子炉 施設の点検」とあるのは、「原子炉施設の点検」と、第11条の規定の適用については、同条 ...
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別紙 1. 氏名又は名称及び住所並びに法人にあっては その代表者の氏名 名 称 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 住 所 茨城県那珂郡東海村大字舟石川 765 番地 1 代表者の氏名 理事長 児玉敏雄 2. 廃止措置に係る工場又は事業所の名称及び所在地 名称国立研究開発法人日本原子力研究開発機
... 添３-１ 1．放射線管理 1.1 放射線防護に関する基本方針 放射線による被ばく管理及び放射性廃棄物の廃棄に当たっては、核原料物質、核燃料 物質及び原子炉の規制に関する法律、労働安全衛生法等の関係法令及び関係告示を遵守し、 管理目標値を定めた国立研究開発法人日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センター ...
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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
... 放射性廃棄物の減容化・有害度低減 第四次エネルギー基本計画 放射性廃棄物を適切に処理・処分し、その 減容化・有害度低減のための技術開 発を推進 する。具体的には、 高速炉や加速器を用いた核種変換 など、放射性廃 棄物中に長期に残留する放射線量を少なくし、放射性廃棄物の処理・処分の安 全性を高める技術等の開発を国際的なネットワークを活用しつつ推進する。 ...
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大熊分析 研究センター施設管理棟 自動制御機器点検作業 仕様書 令和元年 6 月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大熊分析 研究センター大熊施設部大熊工務課
... (12) 本作業は、電源遮断を伴うため原子力機構担当者と操作手順等の打合せを十分に行 い、安全確保に努めて実施すること。 (13) 受注者は、作業従事前に原子力機構による保安教育等を受講すること。 (14) 福島研究開発拠点作業責任者等の認定についてに基づき、機構の認定を受けた者を 現場責任者、現場分任責任者として配置すること。 ...
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イオンマイクロビームを用いた局所微量元素分析 日本原子力研究開発機構放射線高度利用施設部ビーム技術開発課佐藤隆博
... ○機構内共同研究制度（研究費は当事者負担） ○機構内共同研究制度（研究費は当事者負担） 【連携重点研究】 原子力機構 と 東京大学原子力専攻が協力して行う制度で、原子力機構と 大学及び民間企業等が行う共同研究 ...
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8. 講演 8.1 講師自己紹介みなさん こんばんは 今日はお集まり頂きまして有難う御座いました 私は 日本原子力研究開発機構で 原子力緊急時支援 研修センターという いわゆるオフサイトの防災をやっている部署に所属している渡辺です 日本原子力研究開発機構に 1983 年 ( 昭和 58 年 ) に入
... 25 とですけれども、実はこの測定の責任は、日本では事業者ではなく自治体にあります。 ですから、モニタリングポストの整備は、県が行います。もちろん県に、測定装置の整 備の予算は国から出ています。ホームページで、茨城県などを見ていただくと分かると 思いますが、たくさんの設備が設置されています。要するにきめ細かく測定をしてゆき たい、そのエリアを決めてゆきたいということです。いま原発が稼働している鹿児島県、 ...
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文部科学省所管独立行政法人の見直し当初案 資料 1-1 文部科学省所管独立行政法人の見直し当初案の内容一覧表 日本原子力研究開発機構 P.1 見直し当初案整理表 日本原子力研究開発機構 P.3
... ※[ ]内は整理合理化計画の該当箇所の記述 ①e-ラーニングやチェック シート作成による許認可の 確認等を継続する。 ②引き続き、職員を対象と した研修会、PDCA サイク ル、客観的評価、ISO の積 極的取得及び品質保証活動 等について、全拠点の品質 保証活動に展開する。 ［コンプライアンス・内部 統制については、これまで の取組を再考し、効果を上 げていない取組を見直すと ともに独自の取組を開始し ...
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... 1. はじめに 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の燃料試験施設では、昭和 54 年の施設稼働開始以来、 発電用軽水炉で照射された燃料の健全性評価のための照射後試験を実施している。照射後試験対 象試料は高い放射能をもち、試料からは強いγ線やβ線が放出されるため、試験試料の取扱いは、 ...
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... こうした方針に基づく除染等の措置を確実に実施していくための取り組みとして， JAEAは内閣 府からの受託事業として「平成 23年度福島第一原子力発電所事故に係る福島県除染ガイドライン 作成調査業務」 12) および「福島第一原子力発電所事故に係る避難区域等における除染実証業務」 13) を行うこととなった。これらの事業は，低線量地域における市町村単位での除染に必要な技術や ...
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1. 独立行政法人の概要 ( その 1) 様式 1 NO. 35 所管文科法人名日本原子力研究開発機構職員の身分 非国家公務員 法人概要 原子力基本法第 7 条で位置づけられた我が国唯一の原子力分野における総合的な研究開発機関として 原子力に関する基礎的研究及び応用の研究 核燃料サイクルを確立するた
... 【①事務・事業の内容】 原子力機構がこれまでに培ってきた放射 線の安全な取扱技術及び放射線の性質に 関する知見に加え、原子炉やJ-PARC等加 速器による中性子ビームを始めとする 種々の量子ビームの発生から利用までを 一体的に推進できる総合力を有効に活か し、科学技術・学術の発展、新分野開拓 と産業振興への貢献を目的とした、量子 ビームの高品位化（高強度化、微細化、 均一性向上等）とともに、中性子ラジオ ...
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... ４．開発・コンパイル環境とコード構成 ··········································································· 21 ４.１ 開発・コンパイル環境 ······················································································ 21 ４.２ ...
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国際廃炉研究開発機構 IRID における福島第一原子力発電所の廃炉に向けた研究開発の概要 1 解 P 説 国際廃炉研究開発機構 IRID における 福島第一原子力発電所の廃炉に向けた 研究開発の概要 Outline of R&D for decommissioning of the F
... 1．はじめに：IRIDの概要 ⑴ ⑴ IRIDの構成 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID： International Research Institute for Nuclear Decommissioning）は、「将来の廃炉技術の基 盤強化を視野に、当面の緊急課題である福島第 一原子力発電所の廃炉に向けた技術の研究開発 ...
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核不拡散と原子力平和利用の 現状と将来の課題 2006 年 9 月 28 日日本原子力研究開発機構核不拡散科学技術センター千崎雅生 日本原子力学会 /2006 年秋の大会海外情報連絡会企画セッション
... 戦略② 日本のための、そして世界のための核不拡散技術開発 米国GNEP、第4世代原子力システムプロジェクト、IAEA等の動き等も念頭に、平和利用 技術の実績をベースに我が国が本分野の技術をリード 核テロ対策等、核物質防護強化（原子炉等規制法改正等）に関し、合理的かつ効果的 ...
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地層処分研究開発調整会議 ( 第 1 回会合 ) 資料 2-3 原子力発電環境整備機構 (NUMO) における技術開発の現状について 2017 年 5 月 原子力発電環境整備機構 (NUMO) P.0
... ・実務的手引書の拡充・更新を図り，概要調査計画策定を試行した。また， 沿岸海域を対象とした調査技術に係る技術的情報を取りまとめた。 ・横須賀実証研究を通じて，付加体の堆積岩中に地層処分に適した地層 の分布を確認するとともに，技術課題として特定された，脆弱な堆積岩 層を対象とした安定なボーリング孔掘削およびコア回収率の確保のため に，最適な泥水・掘削手法の選定の見通しを得た。 ...
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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殿 2014/2/12 放射性廃棄物処分に関する研究開発について 野村茂雄日本原子力研究開発機構 1
... 3. 将来の選択肢の拡大を図るため、様々な技術オプションを準備しておくことが 必要。高速炉や加速器駆動システムの中性子を用いた、長寿命で有害度の 高いマイナーアクチノイドの核変換が実現可能であるが、単に技術的な努力 だけでは実現困難。 実用化を担う事業者の存在や成果を活用できる原子力 システムを推進する核燃料サイクル政策、廃棄物の減容化・有害度の低減を 目指す社会的意識の共有が重要。 ...
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... より行う。また、 HTTR の炉容器冷却設備では動的機器である循環ポンプを用いた強制循環水冷 方式としていたのに対し、 HTR50S の炉容器冷却設備は、自然循環水冷・自然通風冷却方式を採 用した受動的設備とし、独立２系統の多重性を有する設計とする。また、炉容器冷却設備は、通 常運転中も生体遮蔽コンクリート冷却のために作動している。なお、運転時の異常な過渡変化及 ...
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... 1 緒言 2011 年 3 月 11 日に発生した東日本大震災後に起きた福島第一原子力発電所事故では、放 射性物質の大気放出、汚染水の発生と、その海洋放出が起こり、それらの影響評価のために、環 境放射能、汚染水放射能濃度の測定等が行われてきた。これらの測定値を用いて炉心からどの 程度の放射性物質が放出されたかを評価するためには、原子炉および燃料貯蔵プール内に存 ...
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... Acknowledgement ························································································· 11 Reference ...
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... Keywords: Small-sized High Temperature Gas-cooled Reactor System, HTR50S, Core Thermal and Hydraulic Design, Safety Analysis, Fuel Temperature, Reactor Pressure Vessel Temperatu[r] ...
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... ュコンテナに解体物が保管されており、これらに含まれるウラン量の定量作業への適用が望 まれる。なお、これらの解体物の測定では、現状の Q2 装置では測定が難しい、ウランの子 孫核種が放射平衡状態にあるウランや、 FP/TRU に分類される核種の一部の濃度が高い廃棄 物があること、廃棄物密度の偏在やウラン分布の偏在が大きい金属系の廃棄物が主な測定対 象であることから、これらに対応するための対策が必要となる。特に、廃棄物密度の偏在性 ...
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