GIF ウェビナーガイドリスト

　The Generation IV International Forumは、技術ウェビナー講座をおおよそ月1度の頻度で開催しております。内容は、GIFにおいて、国際協力の形で開発を進めております次世代原子力システム、安全・経済性・燃料や流動といった各分野の技術紹介、フェニックス、ロシアのBNシリーズ等の　既存炉の経験、HTR・MYRRHA・ALFRED・ASTRID等現在進行中のプロジェクトの紹介と多岐にわたっております。本ページはウェビナーの開催順にソートしております。ジャンル別に掲載しているページはこちらです。

＜ジャンルNoと名称＞
1. Introduction to seizing opportunity (イントロダクション、新規機会)
2. Safety, Quality, Economics and Regulation (安全、品質、経済性及び規制)
3. Fuel Cycle, Sustainability, PRPP and Disposal (燃料サイクル,持続可能性, PRPP及び処分)
4. Generation IV System Design and Related Technology
　　(第４世代原子炉のシステム設計及び関連技術)
4-1. Fast Reactors System Designs and related projects
　　(高速炉の設計・建設経験と推進プロジェクト)
4-2. Advanced Reactors System Designs with specific motivations and related projects
　　(多様な開発目的を持つ先進炉の設計・建設経験と推進プロジェクト)
5. Life cycle designs, Operational experiences, Inspections, Coolant quality control, Test loops
　　(ライフサイクルデザイン、運転経験、検査、冷却材純度管理、試験ループ)
6. Fuel, Core Design (燃料、炉心設計)
7. Thermal hydraulics, Structure, Material designs (熱流動設計、構造/材料設計)
8. Winning Webinars by young generations
9. Others (その他)

No.	ジャンル	ウェビナータイトル
第100回	1	「第4世代原子炉システムをサポートする先進的製造」
第99回	5	「発電を超えた原子力の活用 - IAEA 動力炉情報システム(PRIS)のデータに基づいた知見」
第98回	4-2	「GIF超高温原子炉の開発状況アップデート」
第97回	4-2	「GIFにおける溶融塩炉研究開発活動の概要とアップデート」
第96回	4-1	「鉛冷却高速炉の開発状況」
第95回	4-2	「GIFにおける超臨界水冷却炉の開発進展」
第94回	4-1	「GFR技術の展望と課題」
第93回	4-1	「ナトリウム冷却高速炉に関するGIFの活動の概略及び進捗」
第92回	9	「溶融塩炉開発を支える世界の溶融塩研究」
第91回	3	「燃料再処理に対するオンラインモニタリングの進歩」
第90回	8	「液体鉛ビスマス環境への適用を想定した指向性エネルギー堆積法による耐腐食性コーティング (2023 GIF Pitch contest)」
第89回	2	「SMRおよび先進炉システムをサポートする規制活動」
第88回	8	「燃料燃焼による熱化学的変化を考慮した溶融塩炉のマルチフィジックス解析 (2023 GIF Pitch contest)」
第87回	1	「カナダにおけるSMRの研究開発」
第86回	8	「DARWIN-FR Code Packageの検証のためのPHENIX炉心サイクル欠損反応度解析 (2023 GIF Pitch contest)」
第85回	1	「原子力工学教育改革：中性子検出、ガイガーカウンター、原子炉実験のための仮想ラボの開発」
第84回	8	「トリウム燃料サイクルの保障措置に関するウラン233の特性(2023 ANS pitch contest)」
第83回	1	「MOOK: 第4世代原子力システムプロジェクトに適用されたKnowledge Management手法 - サクセスストーリーを未来に繋げよう」
第82回	1	「原子力における人材確保 - 世界の原子力分野におけるキャリアの機会及びニーズ」
第81回	1	「EPRIにおける仮想現実技術を活用したトレーニング」
第80回	7	「超臨界圧水冷却炉（SCWR）における材料の腐食及び破損」
第79回	5	「溶融塩炉のオフガス中キセノン検出及び管理」
第78回	9	「国際的状況を踏まえたSFR知見の伝承」
第77回	7	「黒鉛－溶融塩反応」
第76回	6	「先進炉のための原子炉級黒鉛の研究開発」
第75回	3	「先進炉における保障措置及び計量管理の課題」
第74回	3	「フィンランドにおける使用済み核燃料の安全最終処分」
第73回	4-2	「溶融塩炉の分類法及び燃料サイクル性能」
第72回	5	「ANL工学機能検討用液体金属試験ループ(METL)」
第71回	9	「エネルギー及びレジリエンス解析のための地理解析」
第70回	5	「安全シミュレーション及び安全評価用ナトリウム総合影響試験ループ「STELLA」」
第69回	5	「ナトリウム冷却高速炉のSystem Based Codeを用いた供用期間中検査ルールの策定」
第68回	4-2	「多目的炉ACP100の設計及びプロジェクトの進捗—中国」
第67回	8	「ガスを用いたチェレンコフミューオン分光器の原子炉セキュリティへの応用 (2021 ANS pitch contest)」
第66回	3	「溶融塩原子炉システムの廃棄物処理方法」
第65回	8	「第4世代システムへの応用に向けたナノサイズ炭化ニオブ（NbC）沈殿物を均等分布したオーステナイト系ステンレス鋼（AERS）の開発 (2021 GIF Pitch contest)」
第63回	8	「ナトリウム冷却高速炉の熱流動挙動におけるスケール効果（ジェット噴流をテーマに）(2021 GIF Pitch contest)」
第62回	1	「原子力エネルギー技術を発展させるための人工知能」
第61回	2	「ESFR SMART：欧州原子力開発の経験を活かしたナトリウム冷却高速炉概念並びに福島事故の教訓に基づく安全へのコミットメント」
第60回	8	「積層造形技術を用いたオーステナイト鋼－マルテンサイト鋼の傾斜接続 (2021 GIF Pitch contest)」
第59回	7	「ヒートパイプ方式のマイクロリアクターにおける機構及び熱設計」
第58回	6	「第4世代ナトリウム冷却高速原型炉（PGSFR）用金属燃料の開発」
第57回	4-1	「ナトリウム冷却高速炉開発のためのロシアの試験研究プログラム」
第56回	2	「グレーデッドアプローチ：等級分けは「なぜ」「いつ」「どうやって」行うのか」
第55回	1	「原子力産業におけるパラダイムチェンジ(超小型炉の経済性)」
第54回	5	「SFRの供用中検査及び修理、第４世代の別システムへの拡張」
第53回	1	「先進的製造技術から第4世代原子炉設計者が得るチャンス」
第52回	2	「新規制基準に対する高温工学試験研究炉（HTTR）の許認可から得た経験」
第51回	5	「新しいプラントシステム設計（PSD）規格の紹介」
第50回	3	「廃棄物処理プラントHanfordサイトの概要」
第49回	6	「新型炉用MOX燃料」
第48回	7	「流動可視化のための多重粒子陽電子放出粒子追跡法の発展」
第47回	6	「ニュートリノとGen IV原子炉システム」
第46回	1	「小型原子炉システムによる電力供給の可能性」
第45回	1	「クリーンエネルギーの統合を最大限活用するために：エネルギーシステムにおける原子力技術と再生可能エネルギー技術の役割」
第44回	4-2	「溶融塩炉の安全評価　—米国の見地から—」
第43回	1	「小型モジュール炉（SMR）研究開発の概要」
第42回	3	「クローズドTh-U、U-Puサイクルにおける中性子性能比較について」
第41回	1	「新型炉用燃料及び材料の性能評価」
第40回	1	「超高温ガス炉（VHTR）水素製造プロジェクト」
第39回	1	「超小型炉(Micro-reactors):イノベーションの加速のための技術オプション」
第38回	2	「ナトリウム冷却高速炉の安全設計クライテリア(SDC)と安全設計ガイドライン(SDGs)」
第37回	7	「液体金属冷却型高速炉の炉内熱流動特性」
第36回	6	「先進ガス炉TRISO粒子燃料」
第35回	4-2	「チェコ共和国における溶融塩炉技術開発の実験プログラム」
第34回	7	「受動的崩壊熱除去システム」
第33回	5	「第４世代原子炉システムにおける冷却材の品質管理」
第32回	6	「Pb-208アイソトープを含有する鉛：高速中性子炉の安全性向上のための新型反射体」
第31回	8	「SFRにおけるナトリウム－ガス熱交換器の安全研究 (2018 GIF EPiC contest)」
第30回	8	「SFRのシビアアクシデント時におけるナトリウム－核分裂生成物の相互作用 (2018 GIF EPiC contest)」
第29回	8	「核廃棄物の固化/安定化のための代替セメントマトリックスの形成 (2018 GIF EPiC contest)」
第28回	4-1	「欧州型ナトリウム冷却高速炉（ESFR）の紹介」
第27回	4-1	「ALLEGROガス冷却高速試験炉プロジェクト」
第26回	2	「第4世代炉の安全性」
第25回	3	「２種類の燃料サイクルにおける科学技術的問題」
第24回	5	「ロシアのナトリウム冷却型高速炉（BN 600 、BN 800）」
第23回	4-1	「欧州先進鉛冷却型高速実証炉（ALFREDプロジェクト）」
第22回	5	「Astridからの教訓」
第21回	4-2	「Th-U依存型/非依存型溶融塩アクチニド再生機及び変換システム：MOSART」
第20回	3	「第４世代原子炉システムの核拡散防止及び物理的防護」
第19回	4-1	「多目的研究炉「MYRRAHA」の研究開発」
第18回	7	「第４世代原子炉システムに用いられる原子炉材料における課題」
第17回	4-2	「HTR-PMの設計、安全の特徴、進展」
第16回	3	「持続可能性および将来の燃料サイクルを定義するためのアプローチ」
第15回	5	「Phenix、Superphenixから得た経験」
第14回	2	「第４世代原子炉システムのコスト計算」
第13回	7	「エネルギー変換システム」
第12回	6	「ナトリウム冷却型高速炉における金属燃料」
第11回	6	「原子炉燃料としてのトリウム」
第10回	4-2	「鉛冷却型高速炉」
第9回	4-2	「溶融塩炉」
第8回	4-2	「フッ化物塩冷却型高温炉」
第7回	4-2	「超臨界圧軽水冷却炉」
第6回	4-1	「ガス冷却型高速炉」
第5回	4-2	「超高温原子炉」
第4回	4-1	「ナトリウム冷却型高速炉」
第3回	1	「原子力システムの設計とはどういうことなのか？」
第2回	3	「クローズド燃料サイクル」
第1回	1	「Atoms for Peaceプログラムから次世代原子力システムの開発へ向けて」