著者
服部 禎男
出版者
一般社団法人 日本原子力学会
雑誌
日本原子力学会誌 (ISSN:00047120)
巻号頁・発行日
vol.37, no.4, pp.274-282, 1995-04-28 (Released:2009-04-21)
参考文献数
10

10年あまり前に提示されたT.D. Luckey博士の「放射線ホルミシス」の主張に対して,電力中央研究所は科学的真実を求めて調査と動物実験などを始めた。第1フェーズの検討によって多くの興味あるデータを得て,いま全国の大学などの専門家の協力によって,研究はその第2フェーズに入っている。本稿では,これまでの知見と分析から,低レベル放射線と人体のかかわりについて述べる。 幸運なことにDNAの分析,遺伝子の研究が急激な発展をしつつある時に,ホルミシス研究を立ち上げたためにそのメカニズムの解明が予想外の速度で進展する気配をみせている。生化学,分子生物学,免疫学,がんの機構解明など,従来の放射線基礎医学の先生方に加えて広範囲の先生にご指導を仰いで,生命のメカニズムの本質に触れるような議論も登場している。本年(1995年)秋には,米国NIHやEPAの専門家を含めた国際シンポジウムも計画され,研究の進展によって多くのデータが得られるにつれ,この研究の重要性がいよいよ拡大しつつあるように思われる。
著者
服部 禎男 湊 章男
出版者
一般社団法人 日本原子力学会
雑誌
日本原子力学会誌 (ISSN:00047120)
巻号頁・発行日
vol.36, no.10, pp.926-938, 1994-10-30 (Released:2009-04-21)
参考文献数
19

This report describes current status of the design of a 4S (Super Safe, Small and Simple Fast Reactor). The 4S is a fast reactor generating 50MWe electric power, which pursues simple operation system, less maintenance service, higher safety and improved economic features. To satisfy these special characteristics, a new plant concept is produced, where adoption of metallic fuel core and burnup control by annular reflector can ensure negative sodium void reactivity coefficient for the reactor core. The power is controled by the turbine system (water-steam system) alone without any control rod. Complicated fuel handling system and driving mechanism of control rod are eliminated. And the activity of operating service is also eliminated by the application of passive system to the reactor design. The 4S has a substantial safety and is a fast reactor in which fuel is confined for a long time of 10yr as the refueling interval, to realize high proliferation resistance of nuclear material.
著者
服部 禎男 青木 英人 新村 亮
出版者
一般社団法人 日本原子力学会
雑誌
日本原子力学会誌 (ISSN:00047120)
巻号頁・発行日
vol.11, no.9, pp.532-538, 1969

As nuclear power generation comes to occupy an ever larger portion of electric energy sources, it should become desirable or rather necessary for the nuclear power plants to have prompt load response characteristics to accommodate the necessary spinning reserve of the power system, even if these plants are to be operated in principle as what is known as "base load plants".<BR>The problem treated here is to find the possibility of realizing prompt load response in narrow range of BWR plants, and not wide range automatic power control.<BR>We have analyzed the load response characteristics of BWR plants by means of extraction flow variation. A decrease of the extraction flow was found to cause the plant power to increase through the following three processes:<BR>(1) Steam flow increase in the turbine<BR>(2) Reactivity increase occasioned by reactor pressure rise<BR>(3) Reactivity increase occasioned by reactor feed water temperature drop
著者
渡部 昇一 服部 禎男
出版者
ワック
雑誌
歴史通
巻号頁・発行日
no.28, pp.32-44, 2014-01
著者
服部 禎男 湊 章男
出版者
一般社団法人 日本原子力学会
雑誌
日本原子力学会誌 (ISSN:00047120)
巻号頁・発行日
vol.36, no.10, pp.926-938, 1994

This report describes current status of the design of a 4S (Super Safe, Small and Simple Fast Reactor). The 4S is a fast reactor generating 50MWe electric power, which pursues simple operation system, less maintenance service, higher safety and improved economic features. To satisfy these special characteristics, a new plant concept is produced, where adoption of metallic fuel core and burnup control by annular reflector can ensure negative sodium void reactivity coefficient for the reactor core. The power is controled by the turbine system (water-steam system) alone without any control rod. Complicated fuel handling system and driving mechanism of control rod are eliminated. And the activity of operating service is also eliminated by the application of passive system to the reactor design. The 4S has a substantial safety and is a fast reactor in which fuel is confined for a long time of 10yr as the refueling interval, to realize high proliferation resistance of nuclear material.
著者
服部 禎男
出版者
一般社団法人 日本原子力学会
雑誌
日本原子力学会誌 (ISSN:00047120)
巻号頁・発行日
vol.37, no.4, pp.274-282, 1995

10年あまり前に提示されたT.D. Luckey博士の「放射線ホルミシス」の主張に対して,電力中央研究所は科学的真実を求めて調査と動物実験などを始めた。第1フェーズの検討によって多くの興味あるデータを得て,いま全国の大学などの専門家の協力によって,研究はその第2フェーズに入っている。本稿では,これまでの知見と分析から,低レベル放射線と人体のかかわりについて述べる。 <BR>幸運なことにDNAの分析,遺伝子の研究が急激な発展をしつつある時に,ホルミシス研究を立ち上げたためにそのメカニズムの解明が予想外の速度で進展する気配をみせている。生化学,分子生物学,免疫学,がんの機構解明など,従来の放射線基礎医学の先生方に加えて広範囲の先生にご指導を仰いで,生命のメカニズムの本質に触れるような議論も登場している。本年(1995年)秋には,米国NIHやEPAの専門家を含めた国際シンポジウムも計画され,研究の進展によって多くのデータが得られるにつれ,この研究の重要性がいよいよ拡大しつつあるように思われる。
著者
服部 禎男
出版者
電力社
雑誌
電力 (ISSN:04170245)
巻号頁・発行日
vol.49, no.3, 1965-03
著者
植田 公雄 藤村 亮 中野 才治 平島 浩 久保田 雄 服部 禎男 伊藤 力生 平塚 法夫
出版者
一般社団法人 日本原子力学会
雑誌
日本原子力学会誌 (ISSN:00047120)
巻号頁・発行日
vol.29, no.5, pp.428-435, 1987

A slab-type, large-scale fluidized bed reactor has been proposed as a means to obtain an adequate heat transfer area satisfying the limit of critical safe size, for use in the denitration reaction of highly enriched U. More specifically, with respect to the reactor, 120-mm wide, 1, 900-mm long, 4, 000-mm high, capable of 4% U enrichment, 3 t-U/d, examinations were conducted of its fundamental fluidization characteristics and the characteristics thus obtained showed that the reactor can be used with no ploblem and in a more stable manner than the conventional cylindrical reactor. The results are as follows:<BR>(1) It was found possible to approximate the reactor's fluidization initiation gas rate to the values obtainable by Babu's and Leva's formulas.<BR>(2) It was shown that the bed expansion can be approximated to 0.65 as calculated by Babu's formula.<BR>(3) Kato's formula can be applied, with some modifications, to the calculation of the bubble size in the fluidized bed.<BR>(4) An empirical formula was established for measuring the height of "jumping" particles, which is necessary in designing the reactor.<BR>(5) It was also found that the slab-type fluidized bed reactor operates with much less slugging and in a more stable manner than the cylindrical reactor.
著者
服部 禎男
出版者
コロナ社
雑誌
原子力発電 (ISSN:04334000)
巻号頁・発行日
vol.2, no.4, 1958-10
著者
服部 禎男
出版者
一般社団法人 日本原子力学会
雑誌
日本原子力学会誌 (ISSN:00047120)
巻号頁・発行日
vol.8, no.12, pp.656-659, 1966

The Committee on Fission Products Release is composed of two study groups.<br>Group A deals with fission products behavior in the fuel and release thereof from the fuel.<br>Group B directs its activities toward quantitative evaluation of the physical and chemical behavior of fission products released into the single or mixed phases of water, steam and air in the nuclear power plant.<br>The article presents a brief description of some informative data from a selection of papers taken up and considered in group B.