著者

水田 浩

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.16, no.5, pp.241-246, 1974-05-30 (Released:2009-04-21)

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The most important safety problem concerning the LMFBR is related to core component damage caused by molten fuel coolant interaction. This problem has been reviewed under the items of out-of-pile test, in-pile test and analytical models. The elements of the physical geometry relevant to the out-of-pile test are shocktube, tank, jet injection, mixing and fuel pin. The major difficulty is to melt the large amount required of fuel (10kg). The in-pile test facilities operative today are TREAT, ETR, CABRI and HFR. Almost all the analytical models are based on the Cho-Wright model.

著者

金子 正人

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.49, no.1, pp.24-28, 2007 (Released:2019-04-05)

参考文献数

8

被引用文献数

1 1

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チェルノブイリ事故による死者は, 数万とも数十万とも報道されたが, 2005年9月にウィーンで開催された国際会議では, 「事故の放射線による死亡は4,000」と発表された。事故20周年にあたる2006年4月には世界保健機関 (WHO) が, 9,000というがん死亡予測数を発表するなど, 事故の影響については議論が絶えない。国連8機関とベラルーシ, ロシア連邦, ウクライナ3ヵ国で構成する「チェルノブイリ・フォーラム」の調査報告は, 100人以上の国際的専門家がまとめたもので, 科学的であり妥当なものと考えられるが, 事故影響が過小評価されているとの批判がある。しかしながら, 事故の影響とされる健康障害の原因は放射線そのものではないことが明らかになりつつある。

著者

川嶋 浩二

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.24, no.12, pp.931-936, 1982-12-30 (Released:2009-04-21)

著者

阿部 清治 西 誠 渡辺 憲夫 工藤 和夫

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.27, no.11, pp.1035-1046, 1985-11-30 (Released:2009-04-21)

参考文献数

13

被引用文献数

1 2

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THALES is a computer code system for the thermal-hydraulic analysis of the core meltdown accident which is the risk-dominant accident of LWR's. Its first version was developed for the PWR analysis, which uses THALES-P for primary system thermal-hydraulics, THALES-M for core heatup and meltdown, and THALES-CV for containment temperature and pressure response. Several program libraries were also developed not only for THALES but for general usage.A new analysis technique of hydraulics in the primary cooling system was developed and used in THALES-P with aiming at accurate estimation of water level in water-steam mixture and shorter computer time, which are necessary for the core meltdown analysis.This report describes the outlines of the THALES code system, as well as the mathematical modeling and sample run results of the above-mentioned codes. Further are discussed the importance of the mixture levels and the necessity of the core slumping models.

著者

石神 努 小林 健介

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.35, no.6, pp.549-560, 1993-06-30 (Released:2010-04-19)

参考文献数

7

被引用文献数

1 1

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As a part of the preparation of the database of calculated results on severe accident sequences for emergency preparedness at nuclear power plants, steam generator tube rupture initiated severe accident sequences at a reference two-loop PWR plant have been analyzed using the THALES/ART computer code. Estimation were made of the times of key events such as core uncovery, core melt and reactor vessel melt-through, and an amount of fission products released to the environment. The effects of recovery action on core integrity and the amount of environmental fission products released were studied with regard to the discussion on mitigation of or recovery from the accident by the feed and/or bleed operation in the primary and/or the secondary system. The analysis showed that (1) the ECCS has adequate capability of maintaining core integrity, and (2) the bleed operation in the primary system is effective to suppress the environmental fission products released even if the ECCS did not function.

著者

「サブkeVエネルギー領域での凝集系核現象」研究専門委員会

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.47, no.9, pp.650-651, 2005 (Released:2019-01-31)

参考文献数

8

著者

大塚 益比古

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.35, no.1, pp.40-44, 1993-01-30 (Released:2010-04-19)

被引用文献数

1

著者

遠藤 章

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.43, no.12, pp.1191-1194, 2001-12-30 (Released:2010-03-08)

参考文献数

24

被引用文献数

1 1

著者

亀井 久

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.27, no.9, pp.822-824, 1985-09-30 (Released:2009-04-21)

著者

松岡 理

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.17, no.4, pp.154-159, 1975-04-30 (Released:2010-04-19)

参考文献数

9

著者

清水 誠

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.23, no.2, pp.94-102, 1981-02-28 (Released:2010-03-08)

参考文献数

13

著者

大西 信秋 落合 政昭 石島 清見 丹沢 貞光

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.24, no.4, pp.289-300, 1982-04-30 (Released:2010-01-08)

参考文献数

7

被引用文献数

2 3

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It is considered one of important subjects in the reactor safety under the postulated RIA condition to study the failure behavior of a waterlogged fuel rod, since relatively small amount of energy deposition is enough to cause its failure which induces mechanical energy release.Failure behaviors of a waterlogged fuel rod in the NSRR tests are discussed in the present paper. The parameters in these experiments are as follows: (1) quantity of water within the rods, (2) reactor period, (3) axial power profile, (4) pellet-cladding gap width and (5) with or without a pin hole. The effects of each on the failure behavior of a waterlogged fuel rod have been studied in the experiments.The test results have revealed the failure threshold energy of waterlogged fuel rod and that its failure mechanism is the overpressure of cladding tube due to rapid enthalpy increase of water within the rods. The results have also revealed that there are two kinds of the failure mode of waterlogged fuel rod. One is "low temperature rupture", which occurs before the cladding temperature increases. The other is "high temperature rupture". This kind of failure occurs with the increase in the cladding temperature which results in the decrease of cladding strength.The release of mechanical energy was revealed to be induced only by the low temperature rupture.

著者

吉川 潔

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.33, no.6, pp.530-538, 1991-06-30 (Released:2010-04-19)

参考文献数

20

著者

上野 陽里

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.18, no.10, pp.629-633, 1976-10-30 (Released:2009-03-31)

参考文献数

29

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トリチウムは主に水として天然にも多量に存在する。生体には呼吸器,皮膚,消化器を経て入り,水の新陳代謝系に沿って分布し,呼吸器,泌尿器,皮膚,消化器を経て排泄される。生体内各部からの排泄速度は等しくない。生体ではトリチウム水の生物学的濃縮はないと考えられている。個体全体からの排泄は,その速度によって3成分に分けられ,それらの半減期の長さは動物の種によって異なる。

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

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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

大塚 益比古 三田 重男

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.23, no.6, pp.399-407, 1981-06-30 (Released:2009-04-21)

著者

近藤 宗平

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.40, no.7, pp.535-541, 1998-07-30 (Released:2009-03-31)

参考文献数

24

被引用文献数

1 1

著者

城谷 孝 赤石 準 藤田 稔

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.18, no.9, pp.572-581, 1976-09-30 (Released:2009-03-31)

参考文献数

53

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吸入により肺に沈着したPuの測定技術は, Puの取扱い施設と取扱い量の増大ならびに最大許容肺負荷量低減の提案と相まって,大きな関心をもたれるようになった。本稿では,肺負荷量の直接測定法(外部測定法)および間接測定法(バイオアッセイ法)について技術開発の現状と問題点を解説し,また,測定データの解釈の問題を線量評価,障害評価の観点から触れた。

著者

山口 武雄

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.25, no.11, pp.895-900, 1983-11-30 (Released:2009-04-21)

参考文献数

73

著者

福井 謙一

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.35, no.6, pp.475-481, 1993-06-30 (Released:2010-04-19)