著者

井上 信幸

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.4, pp.281-289, 1985-04-30 (Released:2010-01-08)

参考文献数

6

著者

金子 熊夫

出版者

Atomic Energy Society of Japan

雑誌

日本原子力学会誌 (ISSN:00047120)

巻号頁・発行日

vol.36, no.9, pp.829-836, 1994

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北朝鮮の核開発疑惑は,日本人の「核」問題に対する意識を変えつつあるかに見えるが,海外では日本自身の核武装疑惑がしきりに囁かれている。さらに,来春に迫った核不拡散条約(NPT)の延長問題に加えて,核兵器使用の違法化問題も話題となっているが,日本人としては,違法性を主張する以上は,日米安保条約に基づく「核の傘」への依存体制そのものを見直すべきではないか。また,北朝鮮問題の抜本的解決策として「北東アジア非核化条約」構想の実現を図るべきではないか。最後に日本のプルトニウム計画については,透明性をさらに高め,内外の理解を得る努力がさらに必要であろう。

著者

吉原 賢二

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.25, no.4, pp.239-243, 1983-04-30 (Released:2009-04-21)

参考文献数

11

著者

青木 亮三

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.3, no.9, pp.711-716, 1961-09-30 (Released:2009-03-26)

参考文献数

5

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大気中塵埃放射能の濃度を東京国分寺で1959年4月から1961年6月まで測定した結果, 60年および61年の春季増大(約4~5倍)を検出した。圏界面上放射能蓄積量の拡散降下による減少半減期は300~400日程度と得られた。 γ線スぺクトル測定解析によって, 1959年3月採集の試料から144Ce-144Pr, 106Ru-106Rh, 137Cs-137mBaを, 1960年2月~7月採集の試料から144Ce-144Pr, 106Ru-106Rh, 95Nb, 103Ruを検出した。スぺクトル解析に用いたシンチレータピーク効率にはウェル型NaIのcascade-sum効果を考慮した。

著者

「核燃料挙動」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.19, no.5, pp.303-323, 1977-05-30 (Released:2009-03-31)

参考文献数

87

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Irradiation behavior of oxide fuels for LWR and FBR was reviewed with emphasis on its chemical process and state. The following are described: progress and problems in research of irradiated oxide fuels for LWR and FBR; densification of fuel pellet; interaction between Zircaloy and fission products; corrosion of stainless steel; and effects of O/M ratio on properties of irradiated oxide fuel.

著者

桂井 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.27, no.10, pp.885-889, 1985-10-30 (Released:2009-04-21)

参考文献数

16

著者

長谷川 正義 鈴木 弘茂 藤村 理人 宇賀 丈雄 宮園 昭八郎 小川 豊

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.14, no.11, pp.619-639, 1972-11-30 (Released:2009-04-21)

著者

丸山 昭 野村 茂雄 河井 雅吏 高荷 智 太田 芳雄 厚母 栄夫

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.26, no.4, pp.327-338, 1984-04-30 (Released:2010-01-08)

参考文献数

32

被引用文献数

2 8

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For the design of the liquid metal fast breeder reactor, the corrosion behaviors of austenitic stainless steels SUS 304, 316 and 321 were investigated in high temperature flowing sodium.Such factors as sodium exposure time, downstream factor, sodium temperature and oxygen content in sodium are considemed as main factors of sodium environment which influence the corrosion behavior of structural materials. The empirical corrosion equation derived by statistical analysis of available corrosion data isCR=3.08×105·O20.8·exp(-22, 000/RT-0.0059(L/D))where CR: Corrosion rate (μm/yr), O2: Oxygen content in sodium (ppm)R: Gas constant (1.98cal/mol·K), T: Sodium temperature (K)L/D: Downstream factor in length/diameter ratio.This equation is applicable to austenitic stainless steels at oxygen content of 1-10ppm, temperature of 500-650°C, downstream factor below 200 and velocities of 2-4m/s.

著者

村上 〓璋

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.21, no.11, pp.858-860, 1979-11-30 (Released:2009-04-21)

著者

村上 〓璋

出版者

Atomic Energy Society of Japan

雑誌

日本原子力学会誌 (ISSN:00047120)

巻号頁・発行日

vol.21, no.11, pp.858-860, 1979

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.38, no.3, pp.184-204, 1996-03-30 (Released:2010-01-08)

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チェルノブイリ事故が発生してから今年で10年の歳月が過ぎようとしている。事故直後から旧ソ連は近隣諸国や米国との間で多彩な研究協力を行い,この事故による放射線被曝の健康影響に関する共同研究の成果が公表されている。チェルノブイリ事故に関するわが国と旧ソ連との研究協力は必ずしも敏速かつ円滑に発足したわけではなく,研究協力が開始されるまでに数年を要した。以来,今日まで旧ソ連の体制の変化を含め紆余曲折を経て,政府および民間レベルでの国際研究協力が多様な形態で続けられている。健康影響についての評価は,今後の調査研究に待つところが多いと考えられ,特に低線量,低線量率被曝の影響という観点から貴重な成果が期待される。研究協力により得られた経験を基に,今後のこの国際研究に関し,協力のあり方について考えたい。

著者

加藤 恭義

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.41, no.3, pp.202-218, 1999-03-30 (Released:2010-04-19)

参考文献数

60

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Since most of complex phenomena comprise of various elementary processes e.g., fluid flow, heat conduction, phase transition, chemical reaction, structural deformation, and these processes interact each other nonlinearly, the complex phenomena cannot be easily clarified by such the conventional topdown approaches as describe phenomena by using differential equations. In contrast to the topdown approaches where the differential equations are located at the top of the analysis procedures, there are bottomup approaches where phenomena are reproduced by local interaction of particles or cells. Cellular automata are one of the typical bottomup approaches. The basic principle, computer simulation results, and massively parallel processors for the cellular automata are reviewed and perspectives of the bottomup approach are discussed on clarification of the complex phenomena in nuclear plants. The computer simulations mainly deal with fluid flows and phase interfacial phenomena.

著者

島津 洋一郎 板原 国幸 西村 健

出版者

Atomic Energy Society of Japan

雑誌

日本原子力学会誌 (ISSN:00047120)

巻号頁・発行日

vol.19, no.1, pp.39-42, 1977

被引用文献数

11

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Recently, constant axial offset control method for power distribution control is applied to PWRs (of Westinghouse type). In this mode of operation, Xe induced spatial oscillations which could cause the problem from the power distribution point of view hardly break out. Under special conditions such as tests, however, Xe oscillations can break out. It is required that power distribution can be controlled without any special operational actions.<br>Several control methods for Xe oscillations have been reported through many theoretical studies and operational experiences. Among them is First Overtone Control Method. This requires quite a simple control action but can effectively control Xe oscillations.<br>The authors have shown the effectiveness of First Overtone Control Method in Mihama Unit No.3 Reactor. In this report the detailed procedures are described. The outline of Constant Axial Offset Control Method is described in Appendix.

著者

岡林 弘之

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.10, pp.776-782, 1983-10-30 (Released:2010-01-08)

参考文献数

53

著者

亀本 雄一郎 高橋 良寿 山岸 滋

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.6, no.2, pp.71-76, 1964-02-29 (Released:2009-03-26)

参考文献数

4

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The studies on corrosion of impermeable graphite by molten bismuth and molten bismuth-lead alloy were made under several conditions. The graphite samples, which were isothermally immersed in molten bismuth or bismuth-lead alloy at 450°, 550° or 700°C for 210 hr, were observed changes in neither weighing test nor microscopic test.If the thermal cycle of heating (550°C)-cooling (solidification) was added to the bismuth in which the graphite samples were dipped, the cracks were induced in the samples. It was found by the microscopic method and the autoradiography that the result abovementioned was caused by the volume expansion of bismuth. When the bismuth filled in pin-holes of graphite solidified, the bismuth expand and spread the pin-holes. These pin-holes were connected each other and grew into cracks.

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.2, pp.178-178, 1985 (Released:2009-04-21)

著者

小松 左京

出版者

Atomic Energy Society of Japan

雑誌

日本原子力学会誌 (ISSN:00047120)

巻号頁・発行日

vol.34, no.5, pp.415-416, 1992

著者

神馬 広吉

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.21, no.9, pp.710-711, 1979-09-30 (Released:2009-04-21)

著者

神馬 広吉

出版者

Atomic Energy Society of Japan

雑誌

日本原子力学会誌 (ISSN:00047120)

巻号頁・発行日

vol.21, no.9, pp.710-711, 1979

著者

井地 輝雄 西川 正行

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.19, no.5, pp.299-302, 1977-05-30 (Released:2009-03-31)

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Genkai Nuclear Power Station Unit 1 owned by the Kyushu Electric Power Co., the 8th LWR in Japan, commenced the commercial operation on Oct. 15, 1975, and achieved the longest (243 days) continued operating record of the LWR in Japan in the first cycle.After 14, 350 MWD/t of average burn up was attained, the first annual inspection and refueling was performed satisfactorily as the plan during the 86 days outage period-from Oct. 31, 1976 to Jan. 24, 1977. Now the unit is generating full power of 559 MW. Summary of the operating experience of the unit from the commencement of operation is briefly described in this report.