著者

牛尾 考文

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 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2012, 2012

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改良被覆管等を採用した高燃焼度化ステップ2燃料(A型)の実機本格利用が順次進められており,照射が完了した伊方1号機,2サイクル照射後の美浜3号機におけるステップ2燃料のオンサイト検査結果について纏めた。

著者

横山 賢治 石川 眞 巽 雅洋 兵頭 秀昭

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 年会・大会予稿集 2005年春の年会

巻号頁・発行日

pp.149, 2005 (Released:2005-05-24)

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サイクル機構の提案する次世代解析システムが持つべきシステム構成(制御層と計算層の2階層からなるシステム構成と汎用スクリプト言語の採用)に基づき、高速炉の燃焼核特性データを炉心設計に効率的に反映するために必要となる新燃焼感度解析システムPSAGEP(Python-wrapped SAGEP-burn code system for Power reactor)の開発に着手した。開発方法として3種類の方法、(a)スクラッチ開発法、(b)カプセル化法、 (c)インクリメンタル法を考え、ここでは短期間で実働システムを構築することを目標にカプセル化法を採用した。新規開発する制御層とカプセル化モジュールの実装にはオブジェクト指向スクリプト言語Pythonを用い、複合部品の再部品化にはPythonの機能を使う。この方針では内部的に従来の構造が残るものの、ユーザは整理された新制御層のみを利用すればよくなり、既存システムの問題点を解決できる。

著者

永武 拓 秋本 肇 吉田 啓之 高瀬 和之

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 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2012, 2012

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福島第一原発1号機の炉心冷却状況を把握するため、過渡解析コードTRAC-BF1を用いて原子炉及び非常用復水器を模擬した体系で圧力容器内の冷却材分布を解析し、地震発生及び津波到達後から炉心露出に至るまでの過程及び非常用復水器の炉心冷却への影響を検討している。本発表では、前報で課題とされた炉心部多次元性の影響について、Vessel Componentを用いた解析を実施することにより検討を行った。

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

藤代 史 石﨑 梓 新井 宏受 長田 直之 石井 慶造 菅原 弘治 松根 寿

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 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2013, 2013

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福島第一原子力発電所事故により、福島県内で稲作の作付規制が行われている。水田土壌は耕起が年単位で行われないと稲作のための土壌としての役割を果たせなくなるため、一刻も早い放射能除染が望まれている。本研究では、耕起する土壌の深さを変えて試験作付を行い、未除染土壌での稲への放射能移行を調査した。

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

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.

著者

児玉 英男

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.27, no.9, pp.804-810, 1985-09-30 (Released:2009-04-21)

参考文献数

3

著者

重本 俊明

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.20, no.10, pp.707-709, 1978-10-30 (Released:2009-04-21)

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Ikata Nuclear Power Station Unit-1 was built at the first nuclear power plant of Shikoku Electric Power Co. at Ikata-cho, Ehime Prefecture. Commercial operation at full power continued since Sep. 30, 1977, and the plant was shut down on Mar. 28, 1978 for the first annual inspection.Here is the profile of the plant and its operating experience.

著者

松澤 孝治 内田 正治 高橋 実 小原 徹

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 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2004, pp.175-175, 2004

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Pb-Bi冷却直接接触沸騰水型小型高速炉におけるポロニウムの炉心での生成量及び蒸気系への移行量を評価した。炉心でのPb-Bi冷却材に対する中性子照射により生成するポロニウムの量と崩壊による減衰から、全鉛ビスマス存在量に対するポロニウムの濃度を求め、この濃度を基に、ポロニウムの飽和蒸気圧力データなどから蒸気系へのポロニウム移行量を求めた。また、Pb-Bi純化系では、原子炉内の鉛ビスマスを一部抽出して、サージタンク気相部のカバーガス中に移行するポロニウム蒸気を低温のベーパトラップにて凝縮させて除去するものとし、ポロニウムの蒸発量データから、この除去量を求めた。さらに、これらの蒸気系への移行量及び純化系での除去量を考慮した場合のPb-Bi冷却材中ポロニウム濃度を評価した。これらを考慮した場合でも、鉛ビスマス中のポロニウム濃度はほとんど変化しない結果となった。

著者

兵藤 知典 竹内 清 中田 正也 宮坂 駿一 金森 善彦 東原 義治 梅田 巌 木村 逸郎 山越 寿夫 高橋 善昭 古田 悠 内田 俊介 田中 義久 片岡 巌 播磨 良子 布施 卓嘉 中井 優 島村 光 大久保 正紀 田中 俊一 三浦 俊正 伊藤 泰義 西村 達雄 中村 尚司 金井 康二 山路 昭雄 植木 紘太郎 木邨 祐二 竹村 守雄

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.15, no.5, pp.312-321, 1973-05-30 (Released:2010-04-19)

参考文献数

74

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This is a report on the activities of the Research Committee on Neutron Shielding (Apr. 1970-Mar. 1973), Atomic Energy Society of Japan. The Committee studied the present status and problems in Japan and the trends in foreign countries in such fields as neutron reactor shielding, including transport calculations, duct streaming, spectroscopy, shielding optimization and cross sections for shielding calculations. Three working groups established in the Committee-Neutron Transport, Duct Streaming and Cross Section for Shielding-undertook such activities as (a) calculations of the five benchmark problems for testing computational methods in neutron transport, (b) a survey of theoretical and experimental approaches to duct streaming, and (c) intercomparison of nuclear data for particular nuclides related to shielding in data libraries such as ENDF/B-I, III, KFK-120 and -750.

著者

深谷 裕司 國富 一彦 小川 益郎

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会和文論文誌 (ISSN:13472879)

巻号頁・発行日

vol.14, no.3, pp.189-201, 2015 (Released:2015-08-15)

参考文献数

25

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A study on reduction of potential radiotoxicity for spent fuel by using high-temperature gas-cooled reactors (HTGRs) has been performed. Unlike partitioning and transmutation (P&T), the reactor concept is investigated from the viewpoint of reduction of radiotoxicity generation itself. To reduce radiotoxicity, 238U, which generates Pu, Am and Cm, should be excluded. Therefore, we proposed HTGR fueled by new-concept fuels with alternative fuel matrixes instead of 238U. Those are yttria-stabilized zirconia (YSZ) and thorium, and the fissile material is highly enriched uranium (HEU) with an enrichment of 93%. With HEU, the radiotoxicity can be significantly reduced, and the cooling time to decay to a natural uranium level can be shortened to approximately 800 years. Fuel integrity and proliferation resistance can be maintained by dilution using YSZ, and the neutronic characteristics of self-regulation are maintained by the loading of erbium. The fuel can generate the same amount of heat as ordinary uranium fuel. The electricity generation cost is as cheap as GTHTR300. It is concluded that the proposed reactor concept can reduce the cooling time by less than 1% from 100 thousand years to 800 years without additional development of innovative technology.

著者

野本 昭二 富岡 偉郎 中村 知夫

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.2, no.10, pp.622-637, 1960-10-30 (Released:2009-02-12)

参考文献数

68

被引用文献数

1

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This report intended to review the physical characteristics and present status on the fast breeder reactor. In the first section, the neutron energy distribution, neutron spatial distribution, power distribution and some consideration of the design of the fast reactor are described in order to evaluate the breeding potentiality. In the next section, the kinetics and control characteristics of the fast reactor, such as the prompt neutron life time, effective delayed neutron fraction, reactivity change due to temperature change and power instability atc. are discussed. The last section summarizes the experimental results with critical assemblies in the world.

著者

井門 俊治 辻 龍介 中井 泰明

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.2, pp.273-275, 1989-02-28 (Released:2010-03-08)

参考文献数

8

被引用文献数

1 1 1

著者

永宮 正治

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.8, pp.740-743, 2001-08-30 (Released:2009-04-21)

参考文献数

1

著者

服部 隆利 酒井 一夫

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 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2004, pp.648-648, 2004

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人工放射性核種からの被ばくに対してこれ以上の最適化を必要としない免除とクリアランスの線量規準は10μSv/yオーダーであるが、一方、自然放射性核種については、このような線量規準を適用することが現実的ではないことから、最近、その線量規準を人工核種の線量規準よりも高い300μSv/yオーダーや1mSv/yに設定する提案が報告されてきている。このような背景のもと、本発表では、自然放射線から受ける被ばくの線量分布に、人工放射性核種からの線量分布が付加された時の総線量に対する確率分布の変化に着目した新しい最適化アプローチを検討した結果について報告する。

著者

平山 英夫 近藤 健次郎 海野 泰裕 松村 宏 岩瀬 広 柚木 彰 佐々木 慎一

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会和文論文誌 (ISSN:13472879)

巻号頁・発行日

vol.14, no.3, pp.141-150, 2015 (Released:2015-08-15)

参考文献数

16

被引用文献数

1

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A rapid and simple method to measure the concentration of 90Sr in water by measuring β-rays from 90Y was presented. Under the situation that 90Sr/90Y, 134Cs and 137Cs are the main radionuclides included in the water sample, only β-rays from 90Y can transmit through 1.5-mm-thick polyethylene. From this fact, it is possible to measure β-rays from 90Y using a β-ray detector, such as the GM-counter, set beneath the 1.5-mm-thick bottom of the water bottle containing the sample with 90Sr/90Y. The acrylic resin collimator having 0 cm, 1.00 cm, 1.50 cm or 3.00 cm diameter was made to detect β-rays at the fixed region of the GM-counter used. Contributions from bremsstrahlung produced by β-rays and γ-rays from radionuclides such as 134Cs and 137Cs/137mBa are removed by subtracting the count rate measured with a 1.00 cm acrylic resin collimator without a hole as the background count rate. The developed method was studied using the bottle routinely used at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. It was confirmed that the developed method can be applied to measure the 90Sr concentration in water to the order of several Bq/cm3 if 134Cs and 137Cs concentrations are less than or equal to the 90Sr/90Y concentration.

著者

石原 健彦 松村 隆 桑島 謙臣 瀬川 猛 都築 清次 市川 龍資 浜田 達二

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.14, no.4, pp.170-189, 1972-04-30 (Released:2010-03-08)

参考文献数

59