著者
下浦 一邦 筒井 天尊
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.12, no.10, pp.582-585, 1970

Volume reduction of radioactive sludge by de-watering is important in the chemical treatment of radioactive liquid wastes. The de-watering characteristics of super-decanter type centrifuge for ferric hydroxide sludge has been investigated experimentally. The results obtained include the relation of sludge removing efficiency to feed rate, the correlation of centrifugal force with volume reduction factor and with radioactivity eluted from the sludge.<BR>Addition of polymer as coagulating agent is effective in improving the treating capacity and in shortening the settling time after separation. Experiments were performed to determine the conditions for adding the polymer to obtain optimum coagulation of the sludge.
著者
梅澤 弘一
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.31, no.12, pp.1317-1323, 1989-12-30 (Released:2009-04-21)
参考文献数
13
被引用文献数
2
著者
中村 治人
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.21, no.4, pp.293-297, 1979-04-30 (Released:2010-01-08)
参考文献数
23
被引用文献数
1 1
著者
若林 二郎 森 寿久 住田 侑 石井 一典 川太 徳夫 飯島 隆
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.28, no.10, pp.913-923, 1986
被引用文献数
2

原子力発電所の運転形態を従来の基底負荷運転から負荷追従運転も含んだ形に拡大していく必要が高まりつつある。電力系統の負荷は季節変化,日変化,さらにより小さな時間スケールの変動成分よりなる複雑な変化を示し,それに対応して原子力発電所を運転するには新しい制御方策の導入と複数種の制御手段の有機的な統合利用が必要となる。<BR>本稿では,現在盛んに開発が進められているこの種技術の実情について、BWR,PWR,ATRの各炉型ごとに要約して紹介する
著者
鎌田 裕 石田 真一 小関 隆久 菊池 満
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.39, no.5, pp.367-377, 1997-05-30 (Released:2009-03-31)
参考文献数
24
被引用文献数
2 2

日本原子力研究所の大型トカマク装置JT-60は, 1996年秋,大きな目標であった臨界プラズマ条件を達成した。これは,負磁気シアモードと呼ばれる定常核融合炉に適した運転方式で得たものである。この方式は,原研が提案した動力炉概念を契機に,その後も実験および理論の両面において,原研が世界的に研究をリードしてきた定常核融合炉構想から生まれた。本稿では,これらの炉心プラズマにかかわる実験および理論の最近の進展と核融合炉開発への意義,展望を概観する。
著者
バーナード・タンチェリエ 天野 治
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.48, no.11, pp.863-870, 2006 (Released:2019-04-05)
参考文献数
1

発電に占める原子力の割合が80%のフランス。石油ピークにもびくともしない, エネルギー先進国だ。しかし, そこに至るためにフランスでは, これまでさまざまな取組みを行ってきた。本稿では「2006年春の年会」で, 「世界のトップランナーに学ぶ (その4) ; 原子力発電を使いこなす―フランスでの日負荷追従運転実績とプラントに与える影響」というテーマで, タンチェリエ氏が講演した内容を対話形式に再構成。フランスの原子力のこれまでと現在, そして将来について紹介する。
著者
竹内 清 関 泰
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.22, no.5, pp.296-302, 1980-05-30 (Released:2009-03-31)
参考文献数
44

トカマク型核融合炉に焦点を合わせて,放射線遮蔽設計に関して,遮蔽設計と炉核設計との関連,遮蔽の役割,遮蔽設計基準の設定,バルク遮蔽設計の問題点,各種貫通孔中性子漏洩問題,炉建屋漏洩放射線の空気散乱問題,さらに放射線輸送計算法や核データおよび感度解析等の問題について概説する。
著者
坪井 裕 神田 啓治
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.1, pp.67-82, 2001-01-30 (Released:2009-04-21)
参考文献数
12

Non-Nuclear-Weapon-States (NNWS) must accept IAEA Safeguards to their all nuclear material in accordance with the Treaty on the Non-Proliferation of Nuclear Weapons (NPT) but Nuclear-Weapon-States (NWS) do not have such obligation. From this point of view, the unbalance or discrepancy of NPT has been pointed out. Nuclear-Weapon-States conclude safeguards agreement on voluntary basis but inspections are implemented to very limited facilities. United Kingdom and France accept EURATOM safeguards to all civil nuclear material. Recently safeguards to excess nuclear material from dismantling of nuclear weapons and safeguards as verification system of Fissile Material Cut-off Treaty (FMCT) are under consideration. International system to keep nuclear material out of the use for nuclear weapons and other explosive devices is permanently necessary and it should have universality to be accepted by all states. This paper analyzes the present situation of safeguards in NWS and proposes the measures to realize universality of safeguards which dissolves unbalance and discrepancy between NNWS and NWS.
著者
西 正孝 山西 敏彦 林 巧
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.46, no.2, pp.115-120, 2004 (Released:2019-01-31)
参考文献数
36

核融合炉開発は進展し, 国際熱核融合実験炉ITERの工学設計が完成して建設活動を始めるべく準備が進められている。現在, 開発を進めている核融合炉は重水素とトリチウムを燃料とするが, トリチウムは放射性気体であり, また, 天然には稀少であるため, 核融合炉内で消費量に見合う量の生産を行う。このため, トリチウムの有効利用とその取り扱いに係る安全を確保するトリチウム・システムの開発は核融合炉の実現に必要不可欠である。本稿では, 核融合炉のトリチウム・システムについて, ITERのトリチウム・システムの設計とその技術基盤を中心に紹介するとともに, 今後の課題について述べる。
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.25, no.2, pp.97-101, 1983-02-28 (Released:2009-04-21)
参考文献数
5
著者
石野 栞 関村 直人 鈴木 雅秀 浅野 恭一 永川 城正 柴原 格
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.5, pp.396-404, 1994-05-30 (Released:2010-01-08)
参考文献数
25
被引用文献数
3 3

原子力機器の高信頼性,長寿命化への要求がさらに高まるのに伴い,照射環境における材料挙動を機構論的理解の上に立って評価することに関心が持たれるようになっている。異なった照射条件下の材料挙動を関連づけてゆく場合のスケーリング則を「照射相関」と呼ぶが,圧力容器鋼の照射脆化予測も機構の理解の上に立ち,照射相関の考えに基づいて行うことが精度の向上につながると考えられる。本稿では,照射脆化機構研究についての現状を解説する。
著者
矢川 元基 大島 榮次
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.5, pp.370-390, 1994-05-30 (Released:2009-04-21)
参考文献数
18

原子力発電プラントは30~40年が寿命とされているが,最近の用地難あるいは経済性などの理由により20~30年の寿命延長の可能性についての議論が盛んになっている。 本「特集」では,他分野のプラントの状況分析なども含め,保守,管理,設計,材料などの観点から,原子力発電プラントの長寿命化について論じる。特に,安全性についてはPSAとの関係についても考え方を述べる。