著者

遠藤 章 沖 雄一 三浦 太一 神田 征夫 近藤 健次郎

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会誌 (ISSN:00047120)

巻号頁・発行日

vol.39, no.3, pp.210-218, 1997-03-30 (Released:2009-03-31)

参考文献数

35

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現在,各国において種々の大強度高エネルギー加速器施設の建設計画が進められており,加速器を利用して得られる様々な放射線を用いた研究が,今後ますます盛んになることが予想される。大型加速器施設では,加速器の運転に伴い発生する高エネルギー放射線と,それにより生成される放射化物などに対する安全対策が重要になるが,原子炉施設とは異なる加速器施設特有の問題もある。本稿では,その一つである高エネルギー加速器施設における放射化と,それに基づく内部被ばくの問題について,加速器施設の安全管理の経験から得られた知見を中心に紹介する。

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.4, pp.440-449, 1999-04-30 (Released:2010-04-19)

著者

佐藤 泰 山田 崇裕 松本 幹雄 脇谷 雄一郎 海野 泰裕 柚木 彰

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 2010年秋の大会

巻号頁・発行日

pp.109, 2010 (Released:2010-10-18)

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Triple to Double Coincidence Ratio (TDCR)法は液体シンチレーション計測法の一種であり、3本の光電子増倍管を用いて、液体シンチレータと混合した線源の放射能を絶対測定する方法である。今回、炭素14の測定に関して、理論計算により計数率をTDCR値の数値関数として求め、繰り返し計算により、実験値にフィッティングすることで、放射能絶対値を求めた。

著者

滑川 東 高木 直行 大岡 靖典 山崎 正俊

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.11, no.2, pp.118-126, 2012 (Released:2012-05-15)

参考文献数

14

被引用文献数

1 2

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In the development of the above 5% enrichment fuel, which is one of the targeted concepts of the next-generation LWR, a reduction in power generation cost is expected. However, the introduction of the above 5% enrichment fuel has several adverse effects on the cost, such as SWU increase, newly required measures for criticality prevention, and increases in gamma, neutron and heat production levels. In addition, the power generation cost is greatly influenced by the uncertainty of uranium price; thus, the sensitivities of those parameters were analyzed. By sensitivity analysis, the range of parameters required to improve the generation cost was clarified. We assumed that the throughput of fuel fabrication is reduced by one third by employing the above 5% enrichment fuel and the spent fuel is reprocessed in the FBR reprocessing plant. In conclusion, it is demonstrated that the power generation cost can be reasonably reduced by increasing enrichment up to 7% or more in the case that the uranium price is less than ten times as much as the reference price and also the increase in fabrication cost is prevented by introducing Erbia credit.

著者

道家 忠義

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.16, no.11, pp.557-565, 1974-11-30 (Released:2009-04-21)

参考文献数

12

著者

大野 英雄 勝田 博司 岩本 多實

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.5, pp.369-374, 1984-05-30 (Released:2010-01-08)

参考文献数

16

著者

日野 竜太郎 西本 武志 宮本 喜晟

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.1, pp.73-75, 1991-01-30 (Released:2010-04-19)

参考文献数

1

著者

香月 亮二 塩山 勉 岩城 智香子 阿部 覚 片山 健二郎 小松 裕太

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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外部電源無しで使用済燃料プールが冷却できるシステムを開発している。システムの一部である放熱器はフィン付管群と煙突で構成され、自然対流により熱を大気に放出する。自然対流による熱伝達率は小さいため、放熱器が大きくなることが問題となる。そこで、コンパクトな放熱器となる管群構成を検討した。管群の縦方向ピッチをパラメータとした試験により、縦方向ピッチがフィン外径の5倍のとき熱伝達率が単管の1.6倍で最大となる結果を得た。また、試験で得た熱伝達率を用いた、煙突内の空気に生じる浮力と抵抗、伝熱のバランス計算により、1本あたりの伝熱量が最大となる段数を評価した。

著者

大橋 慶太郎

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 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2013, 2013

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原子力発電所原子炉建屋に存在する使用済燃料プールに自然対流を利用した冷却装置を用いることで、外部電源を必要としない冷却が可能かどうかを検討し、現状で可能な除熱量を算出した。また、無電源冷却を行うために空気への伝熱量を改善する必要があると考え、そのための実験を行った。

著者

足立 勝司 木船 久雄

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 年会・大会予稿集 2003年秋の大会

巻号頁・発行日

pp.017, 2003 (Released:2003-12-17)

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福井県民のふだんの暮らしの中で、地域社会への関わりや地域振興について、どのように捉えているのか調査した。

著者

菅野 昌義

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.23, no.1, pp.36-43, 1981-01-30 (Released:2009-04-21)

参考文献数

24

被引用文献数

4 4

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Japan depends most of her energy resources on foreign countries. Therefore, nuclear power generation is considered to be very important, but known domestic uranium resources are very rare. Hence, extraction of uranium from seawater has become of interest. Many investigations on this project have been carried out including the research programme by the Metal Mining Agency of Japan. The selections of the chemical processes, development of adsorbents mainly on hydrous titanium oxide, the elution process, the recovery of eluate by steam stripping or electrodialysis, secondary concentrations, the conceptual designs of the commercial plants, and some tentative cost estimations will be described.

著者

林 大和 近藤 貴夫 夏目 智弘 大山 勝義

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 年会・大会予稿集

巻号頁・発行日

vol.2013, 2013

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政府・東京電力中長期対策会議研究開発推進本部傘下のプロジェクトとして、福島第一原子力発電所1-3号機内の燃料デブリ取出しに向けて臨界管理技術の開発を進めている。本稿では、臨界評価・臨界検知・臨界防止から成る開発計画を示す。また、燃料デブリ取出しまでの作業フェーズにおいて臨界に至る可能性のあるシナリオを整理した。

著者

武谷 清昭

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会誌 (ISSN:00047120)

巻号頁・発行日

vol.40, no.2, pp.101-110, 1998-02-28 (Released:2009-03-31)

参考文献数

30

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原子力安全を確保する手法は複数あることを見出した。すなわち概念設計を含めて原子炉炉型はCP-1型原子炉とULOF型原子炉に分類される。ULOF型の設計概念のNo Evacuation Reactorは,来世紀の原子力エネルギー供給システムとして高い評価が与えられる。そのシステムの持つべき特性と実用化への道を記述した。世界的環境問題に対応し,併せて我が国の原子力の活性の維持を期待している。

著者

中村 栄一

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.25, no.3, pp.179-185, 1983-03-30 (Released:2009-04-21)

参考文献数

8

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According to the construction of the Onagawa Nuclear Power Plant, a telemeter system for monitoring external environmental radiation around plant was equipped. This system has six monitoring stations and collects the γ-ray spectrum every 10min at each station. The spectrum was analyzed by response matrix method, and the artificial contributions piled up natural background were separately evaluated.

著者

栗林 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.27, no.7, pp.612-613, 1985-07-30 (Released:2009-04-21)

著者

平山 英夫 川崎 将亜 松村 宏 大倉 毅史 波戸 芳仁 佐波 俊哉 滝 光成 大石 哲也 吉澤 道夫

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会和文論文誌 (ISSN:13472879)

巻号頁・発行日

vol.13, no.3, pp.119-126, 2014 (Released:2014-08-15)

参考文献数

4

被引用文献数

3 6

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A method of deducing the I-131 concentration in a radioactive plume from the time history of peak count rates determined from pulse height spectra obtained from an NaI(Tl) scintillation detector employed as a detector of a monitoring post was presented. The contribution to the count rates from I-131 accumulated around the monitoring post was subtracted in accordance with the time history, taking into consideration the cumulative attachment and its decay. The concentrations of I-131 in the plumes were estimated from the count rates using the calculated response of the NaI(Tl) detector with egs5 for a model of a plume uniformly containing I-131. This method was applied to the data from the monitoring posts at Nuclear Science Research Institutes of Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The estimated time history variation of I-131 concentrations in plumes was in fair agreement with those measured directly by an air sampling method. The difference was less than a factor of 4 for plumes that arrived on March 15 and March 21, indicating relatively high I-131 concentrations among the plumes studied in this work.

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.7, no.2, pp.111-112, 1965-02-28 (Released:2009-03-31)

著者

長崎 隆吉 白石 健介 渡辺 斉 村上 義夫 高村 三郎

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会誌 (ISSN:00047120)

巻号頁・発行日

vol.24, no.7, pp.515-522, 1982-07-30 (Released:2009-04-21)

参考文献数

45

著者

嶋田 善夫 宮崎 孝正

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.5, no.3, pp.167-178, 2006-09-25 (Released:2010-01-21)

参考文献数

21

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In order to analyze large amounts of trouble information of overseas nuclear power plants, it is necessary to select information that is significant in terms of both safety and reliability. In this research, a method of efficiently and simply classifying degrees of importance of components in terms of safety and reliability while paying attention to root-cause components appearing in the information was developed. Regarding safety, the reactor core damage frequency (CDF), which is used in the probabilistic analysis of a reactor, was used. Regarding reliability, the automatic plant trip probability (APTP), which is used in the probabilistic analysis of automatic reactor trips, was used. These two aspects were reflected in the development of criteria for classifying degrees of importance of components. By applying these criteria, a method of quantitatively and simply judging the significance of trouble information of overseas nuclear power plants was developed.

著者

茶木 雅夫 日野 哲士 松浦 正義 守屋 公三明 日比 宏基 瀧本 洋樹 坂場 弘 雨夜 隆之 沼田 守

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.5, no.4, pp.257-267, 2006-12-25 (Released:2010-01-21)

参考文献数

10

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A new small reactor concept named Package-Reactor has been developed through a joint research of Hitachi, Ltd., and Mitsubishi Heavy Industries. Several key design of its nuclear steam supply system have been investigated, taking into account both Boiling Water Reactor (BWR) and Pressurized Water Reactor (PWR) technologies. The PackageReactor is a stand-alone energy supply system, and is designed to attain high reliability, high safety, good maintainability, good operability and low construction cost. To achieve these aims, the reactor adopts natural-circulation core cooling systems. The reactor has no active devices inside its high pressure boundary. Combining a turbine electric power generation and biomass refining, which is supported by JGC Corporation or chemical heat pipe systems attains a perfect base load operation. The whole system is simple and small to be easily constructed with a very short period even at remote regions with poor infrastructures. The Package-Reactor is an innovative nuclear power plant concept to pioneer and develop new markets of the nuclear power business.