「日本に連帯」 − 科学アカデミー −2011年6月

 

上記の簡潔なまとめは、原子力エネルギーに関わる研究者や事業者との度重なる意見聴取や討論の結果作成された。読者は、既に紹介した分析結果をもたらすことになった詳細で教育的な意味合いを持つ資料を目にすることになる。これらの資料は、意見聴取の後、当アカデミー作業部会の要請を受けて作成されたものである。作成者及び機関は以下に紹介する通りである。但し、付属書類19は原子力安全機関（ASN）が去る5月9日に発行したもので、福島原発の事故を受けてASNが原子力事業者に対して要求した追加評価のリストである。

1       福島第一原子力発電所の事故；ASN及びIRSN
追加資料：汚染水処理；B. Barré

2       原子力用語集

3       軽水炉（水冷却炉）− 加圧水型炉（PWR）と沸騰水型炉（BWR）；B. Barré
水で減速される原子炉の解説：沸騰水型炉（福島）又は加圧水型炉（フランスで使用されている原子炉）

4       BWRのシビアアクシデント；IRSN
沸騰水型炉のシビアアクシデントの変化を取り上げた説明

5       過去の事象や事故を受けてEDFが行った原子力発電所の安全の向上；EDF

6       フランスの原子力発電所における原子炉格納容器内の水素リスク；IRSN
水素爆発を避けるためフランスの原子力発電所が講じた措置の説明

7       フランス原子力施設の耐震性評価；IRSN

8       福島の経験フィードバック、核燃料に関する研究；R. Guillaumont

9       福島の事故とその影響の理解に対する、炉心溶融事故に関するIRSNの研究の貢献；IRSN

10     EPRの安全系と第2世代原子炉の安全系との比較；B. Barré

11     水冷却炉の原子力安全面で行われているIRSN及びCEA（フランス原子力庁）の研究

12     PWR型原子力発電所の老朽化；Y. Bréchet
原子力施設の経年劣化の分析

13     加圧水型炉の安全再審査及び10年検査；ASN

14     燃料サイクルとその様々なステップ；B. Barré

15     第4世代原子炉、原型炉ASTRID − 福島の事故の教訓；CEA

16     高速炉の燃料サイクル；CEA

17     ナトリウム冷却式高速炉の安全性；IRSN

18     搭載型原子炉（船舶推進用）の場合；BH. Barré

19     ASN書類：福島の事故に照らした原子力施設の追加安全評価の紹介