GIF international site (English)

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」