0107工場自動化及び産業機械 狭い空間に適用可能な管内レーザ溶接技術を開発
狙い位置精密制御により核融合実験装置内における配管接続技術を高度化2020-02-28 量子科学技術研究開発機構発表のポイント 核融合炉内で想定される狭隘且つ外側からのアクセスが困難な環境下において、配管の接続部をその配管の内側から溶接レー...
2001原子炉システムの設計及び建設
0107工場自動化及び産業機械 
2000原子力放射線一般 ジオポリマー廃棄体照射時の水素発生について
On the hydrogen production of geopolymer wasteforms under irradiation,ジオポリマー中の拡散係数が既知であれば、モデルは水素放出量を水飽和度の関数として再現でき、試料サイズ40cmまでの放出量を予測できることがわかった。
2000原子力放射線一般 成果普及情報誌「原子力機構の研究開発成果2019-20」を掲載
原子力機構が日々取り組んでいる研究開発で得られた最新成果の代表的なものを紹介。2019-10
2000原子力放射線一般 核融合エネルギーの発電実証に向けた原型炉の基本概念を明確化
フランスに建設が進む国際熱核融合実験炉（ITER）の技術基盤に、産業界の発電プラント技術や運転経験等を取り込み、ITERの目標達成後21世紀中ごろに発電実証を行うための日本独自の原型炉の基本概念を明確にした。
2000原子力放射線一般 高圧熱流動実験ループ（HIDRA：ハイドラ）による 軽水炉炉心熱伝達実験の開始
過酷な熱水力条件での炉心冷却性能を実験的に確認する2019-05-31 日本原子力研究開発機構発表のポイント】 原子炉の重大事故※1の影響を評価するためには、事故時に生じる複雑な物理現象とその影響について理解する必要があり、炉内の熱や流体...
2001原子炉システムの設計及び建設 高速炉を冷やしてまもる 熱と流れの複雑現象をナトリウム試験で解明
ナトリウム試験装置（PLANDTL-2）を用いたナトリウム試験を実施し、原子炉容器内部に設置した冷却器による炉心崩壊熱除去システムの有効性の実証と、それを評価する数値シミュレーションの予測精度を大幅に向上させるデータの取得に成功した。
2000原子力放射線一般 原子炉運転中の燃料のふるまいを計算で再現
安全性評価に関する研究の一環として、燃料を長期間原子炉内で利用する際の安全確保で重要となる温度上昇や変形、放射性を持つ核分裂生成物の放出量などを予測できる解析コード」を大幅に改良し、平成31年3月22日付で無償公開した。
2000原子力放射線一般 高浜発電所１、２号機 工事計画変更認可申請の概要
第669回原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合(配布資料公開）開催の詳細 日時： 平成31年01月08日(火) 13:30～14:00 場所： 原子力規制委員会（東京都港区六本木1丁目9-9 六本木ファーストビル 13階）会議室Ａそ...
2001原子炉システムの設計及び建設 ダイバータ領域に導入される不純物ガス由来の放射性生成核種の特性評価
最新の放射化断面稜が整備された高エネルギー粒子誘導放射能計算コード(DCHAIN-SP)を用いて、核融合原型炉の運転条件を想定し不純物ガスから生成される放射性核種の特徴を分析した。
2000原子力放射線一般 原子炉安全性研究炉NSRR 軽水炉の継続的な安全性向上を目指して
日本で唯一、原子炉の安全性を研究するための専用炉NSRR（Nuclear Safety Research Reactor：原子炉安全性研究炉）が、今年度運転を再開した。
2001原子炉システムの設計及び建設 プラズマに負けない強い壁を作る。超熱負荷試験装置で加速する炉壁研究開発
超熱負荷試験装置ACT2によって、熱に強い炉壁を作るための工学研究が加速しており、試験を重ねることで炉壁の性能を向上させ、核融合発電の実現に貢献していく。
2001原子炉システムの設計及び建設 核融合炉を造る新素材の開発
高温でも丈夫で、加工にも溶接にも適したバナジウム合金の開発に成功2018-06-27 大学共同利用機関法人自然科学研究機構 核融合科学研究所将来の核融合炉には、発電するための重要な機器であるブランケットが取り付けられます。プラズマはドーナツ...