著者
小林 健介 堀井 英雄 石神 努 千葉 猛美
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.1, pp.56-65, 1985-01-30 (Released:2009-04-21)
参考文献数
10
被引用文献数
1 1

A sensitivity analysis of thermal hydraulic response in containment during a 'station blackout' (the loss of all AC power) accident at Browns Ferry unit one plant was performed with the computer code MARCH 1.0. In the analysis, the plant station batteries were assumed to be available for 4h after the initiation of the accident. The thermal hydraulic response in the containment was calculated by varying several input data for MARCH 1.0 independently and the deviation among calculated results were investigated.The sensitivity analysis showed that (a) the containment would fail due to the overtemperature without any operator actions for plant recovery, which would be strongly dependent on the model of the debris-concrete interaction and the input parameters for specifying the containment failure modes in MARCH 1.0, (b) a core melting temperature and an amount of water left in a primary system at the end of the meltdown were identified as important parameters which influenced the time of the containment failure, and (c) experimental works regarding the parameters mentioned above could be recommended.
著者
篠原 慶邦
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.28, no.8, pp.695-700, 1986-08-30 (Released:2009-07-09)
参考文献数
11

ソ連独特のチャンネル型ウラン黒鉛炉RBMK-1000は,減速材の黒鉛ブロック,圧力管型の約1,700本の燃料チャンネル,約180本の制御棒チャンネル等で炉心が構成され,冷却材は沸騰軽水である。炉心が大型で,反応度の気泡係数や減速材温度係数が正となるため,出力分布制御等の問題が重要である。燃料は原子炉運転中に交換できる。本稿では,この型の原子炉の開発の流れ,主要構造,制御安全保護系および工学的安全系の概要について述べる。
著者
藤高 和信
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.10, pp.880-884, 1993-10-30 (Released:2010-04-19)
参考文献数
10
被引用文献数
1 1
著者
斯波 正誼 天野 文雄
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.23, no.10, pp.736-745, 1981-10-30 (Released:2009-04-21)
参考文献数
21

The report presents the summary of Stockholm Conference held on October 20-24, 1980 sponsored by IAEA, where current nuclear power plant safety issues were discussed.Some technical topics are reviewed that include (1) examining nuclear safety, (2) siting policy, (3) designing for safety, (4) operational safety, (5) emergency planning, and (6) risk assessment, small leak loss of coolant accidents.
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)

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
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 1

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

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
小松 賢志
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.12, pp.940-945, 1998-12-30 (Released:2009-03-31)
参考文献数
4

核融合実験炉建設計画に際して,トリチウム人体影響の推定が社会的な大きな関心を集めている。トリチウムによる人体影響を推定するには,原爆被爆者などγ線による人体障害とトリチウム生物実験により求められたRBEから推定しなければならない。現在までにトリチウムRBEに関しては膨大なデータが集積されているが,このうち発癌についてはRBE=2が妥当と思われる。これによれば, 1.4×108Bq (3.7mCi)のトリチウム摂取により1万人に1人の発癌リスクの増加が予想される。一方,体外被曝のγ線と異なり,トリチウムは水素同位体として生体構成成分と結合し,長期間にわたって被曝を続ける可能性がある。特にトリチウムのDNA結合能は遺伝子損傷に直結する可能性を含んでいる。しかし,細胞内に存在するDNA修復機構によりDNA損傷の大部分が修復されるために, DNA結合型トリチウムによるリスクの増加は体外被曝γ線のわずか2倍程度と見なされること,また実験室内モデルエコシステム実験によれば,トリチウムは生物濃縮されないことが推論された。一方,トリチウムの低線量率効果としては賀田効果とホルミーシス効果が知られている。賀田効果が生じる実験条件は試験管内の作用に限られているが,ホルミーシス効果は多くの生物系で報告されており,そのリスク推定における重要性から,実験値の信頼性やその作用機序など低線量率効果について,今後さらに検討する必要がある。
著者
住田 健二
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.42, no.8, pp.691-748, 2000-08-30 (Released:2009-04-21)
参考文献数
5

JCO臨界事故の発生から早くも1年が経過しようとしているが,この事故が与えた衝撃は原子力界全体を揺るがす大きなものであった。日本原子力学会においても,愛媛大学での「2000年春の年会」では多くの専門分野から多角的かつ熱心な討議がなされ,「原子力安全」調査専門委員会や各部会においても学会員の所属を超えた協力関係により,事故の経緯,原因および今後の対応についての解明や模索が続けられた。本「特集」では,これらの努力に基づいた現状での取りまとめを示すとともに,法律,保険など原子力分野以外の方にもご執筆いただき,JCO事故を教訓とした安全性研究への今後の取組みの方向性を考える上での一助となればと願う次第である。