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事故時の原子炉圧力容器及び炉内構造物の解析評価に用いる強度特性データ集
(上位階層ページタイトル/会議名: JAEA-Data/Code 2022-012)
情報提供機関: JAEA
著者: 下村 健太; 山下 拓哉; 永江 勇二
掲載日/会議開催日: 2023-03
東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所事故に対応したこれまでの取組; 事故後の初期対応に係わる活動と事故の教訓を生かした安全研究
(上位階層ページタイトル/会議名: JAEA-Review 2021-032)
著者: 安全研究・防災支援部門
掲載日/会議開催日: 2021-12
RPV下部構造破損・炉内物質流出挙動のMPS法による予測(委託研究)
(上位階層ページタイトル/会議名: JAEA-Research 2021-006)
著者: 吉川 信治; 山路 哲史
掲載日/会議開催日: 2021-09
東北大学･軽水炉安全セミナー(原子炉廃止措置編) : IRID高守開発計画部長､日立GE岡田主任技師講義 (2020年9月29日)
(上位階層ページタイトル/会議名: 人材育成)
情報提供機関: 国際廃炉研究開発機構
掲載日/会議開催日: 2020-09-29
大型過渡事象シミュレーションコード用のポストプロセッサの製作法
(上位階層ページタイトル/会議名: JAEA-Technology 2019-024)
著者: 吉川 信治
掲載日/会議開催日: 2020-03
高守開発計画部長他講義(東北大学･軽水炉安全セミナー(原子炉廃止措置編))(2019年9月19日)
掲載日/会議開催日: 2019-09-19
軽水炉シビアアクシデント時のCsと鋼材との化学吸着挙動 1 - 600℃付近における鋼材へのCs化学吸着挙動に関する実験的研究
(上位階層ページタイトル/会議名: 日本原子力学会2019年春の年会[2019 Annual Meeting of Atomic Energy Society of Japan])
著者: 鈴木 恵理子(日本原子力研究開発機構); 髙瀨 学(日本原子力研究開発機構); 中島 邦久(日本原子力研究開発機構); 西岡 俊一郎(日本原子力研究開発機構); 逢坂 正彦(日本原子力研究開発機構)
掲載日/会議開催日: 2019-03-20
軽水炉シビアアクシデント時のCsと鋼材との化学吸着挙動 2 - Cs化学吸着生成物の温度上昇による性状変化
著者: 西岡 俊一郎(日本原子力研究開発機構); 髙瀨 学(日本原子力研究開発機構); 中島 邦久(日本原子力研究開発機構); 鈴木 恵理子(日本原子力研究開発機構); 逢坂 正彦(日本原子力研究開発機構)
沸騰水型軽水炉過酷事故における炉心溶融物の挙動 1 - メタル系,酸化物系溶融物によるステンレス鋼製構造物の破壊
(上位階層ページタイトル/会議名: 日本原子力学会2018年秋の大会[2018 Fall Annual Meeting of Atomic Energy Society of Japan])
著者: 墨田 岳大(東京工業大学); 小林 能直(東京工業大学); 植田 滋(東北大学); 中桐 俊男(日本原子力研究開発機構)
掲載日/会議開催日: 2018-09-05
沸騰水型軽水炉過酷事故における炉心溶融物の挙動 2 - 制御棒とチャンネルボックスから生成する溶融物
著者: 鄭 立春(東北大学); 細井 一矢(東北大学); 植田 滋(東北大学); 高 旭(東北大学); 北村 信也(東北大学); 小林 能直(東京工業大学)
沸騰水型軽水炉過酷事故における炉心溶融物の挙動 3 - 実機条件検討と溶融物移行挙動
著者: 中桐 俊男(日本原子力研究開発機構); 須藤 彩子(日本原子力研究開発機構); 吉川 信治(日本原子力研究開発機構); 阿部 雄太(日本原子力研究開発機構); 佐藤 一憲(日本原子力研究開発機構)
沸騰水型軽水炉過酷事故時の炉心構造物の破損形態の解明 - 溶融Fe-Cr-Ni-B-C によるステンレス鋼の破損モードの検討
(上位階層ページタイトル/会議名: 日本原子力学会2017年秋の大会[2017 Fall Annual Meeting of Atomic Energy Society of Japan])
掲載日/会議開催日: 2017-09-13
軽水炉シビアアクシデント挙動模擬のためのプラズマ加熱試験技術の開発 3 - EPMAを用いた広範囲にわたる酸素マッピング分析手法の検討
(上位階層ページタイトル/会議名: 日本原子力学会2017年春の年会 [2017 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan])
著者: 阿部 雄太(日本原子力研究開発機構); 中桐 俊男(日本原子力研究開発機構); 佐藤 一憲(日本原子力研究開発機構); 中野 菜都子((株)化研); 田中 宏((株)名東技研); 山口 英信((株)日産アーク)
掲載日/会議開催日: 2017-03-29
受動的安全性を持つ新しい炉容器冷却設備(RCCS) 1 - 実機のRCCSと比較するために等倍縮小した除熱試験装置の実験条件
(上位階層ページタイトル/会議名: 日本原子力学会2016年秋の大会 [2016 Fall Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan])
著者: 高松 邦吉(日本原子力研究開発機構); 松元 達也(九州大学); 守田 幸路(九州大学)
掲載日/会議開催日: 2016-09-09
低圧注水系を用いた原子炉注水時の炉心健全性事前判定ツールの開発と活用
著者: 片寄 良亮(東京電力ホールディングス(株)); 今井 英隆(東京電力ホールディングス(株)); 石崎 泰央(東京電力ホールディングス(株))
軽水炉シビアアクシデント挙動模擬のためのプラズマ加熱試験技術の開発 1 - 目的とH26年度の成果
著者: 佐藤 一憲(日本原子力研究開発機構); 阿部 雄太(日本原子力研究開発機構); 中桐 俊男(日本原子力研究開発機構); 永江 勇二(日本原子力研究開発機構); 石見 明洋(日本原子力研究開発機構)
軽水炉シビアアクシデント挙動模擬のためのプラズマ加熱試験技術の開発2 - H27年度の成果とまとめ
著者: 阿部 雄太(日本原子力研究開発機構); 佐藤 一憲(日本原子力研究開発機構); 中桐 俊男(日本原子力研究開発機構); 永江 勇二(日本原子力研究開発機構); 石見 明洋(日本原子力研究開発機構)
事故レベル6と考察される福島軽水炉事象2011
(上位階層ページタイトル/会議名: 第53回アイソトープ・放射線研究発表会[53rd Annual Meeting on Radioisotope and Radiation Researches])
著者: 高田 純(札幌医科大学)
掲載日/会議開催日: 2016-07-06
福島軽水炉事象2011は事故レベル6と評価される
(上位階層ページタイトル/会議名: 日本保健物理学会第49回研究発表会[49th Annual Meeting of Japan Health Physics Society])
掲載日/会議開催日: 2016-06-30
CIGMA装置を用いた軽水炉格納容器熱水力挙動に関する最初の実験
(上位階層ページタイトル/会議名: 日本原子力学会2016年春の年会[2016 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan])
著者: 柴本 泰照(日本原子力研究開発機構); 安部 諭(日本原子力研究開発機構); 石垣 将宏(日本原子力研究開発機構); 与能本 泰介(日本原子力研究開発機構)
掲載日/会議開催日: 2016-03-27
