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)

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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

大橋 弘史 佐藤 博之 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.13, no.1, pp.17-26, 2014 (Released:2014-02-15)

参考文献数

19

被引用文献数

1 5

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A new safety concept in a high-temperature gas-cooled reactor (HTGR) was proposed to provide the most advanced nuclear reactor that exerts no harmful consequences on the people and the environment even if multiple failures in all safety systems occur. The proposed safety concept is that the consequence of the accidents is mitigated by the confinement of fission products employing not multiple physical barriers as in light water reactors, but only the cladding of fuel (i.e., the coating layers of the coated fuel particle). The progression of the events that lead to the loss or degradation of the confinement function of the coating layers (i.e., core heat up, oxidation of the coating layers, and explosion of carbon monoxide) is suppressed by only physical phenomena (i.e., the Doppler effect, thermal radiation and natural convection, formation of a protective oxide layer for coating layers of fuel, oxidation of carbon monoxide) that emerge deterministically as a cause of the events. The feasibility studies for severe events and related information revealed that the HTGR design based on this safety concept is technically feasible. This concept indicates the direction in which nuclear reactor research should be headed in terms of safety after the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant.

著者

金子 正人

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.49, no.1, pp.24-28, 2007 (Released:2019-04-05)

参考文献数

8

被引用文献数

1 1

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チェルノブイリ事故による死者は, 数万とも数十万とも報道されたが, 2005年9月にウィーンで開催された国際会議では, 「事故の放射線による死亡は4,000」と発表された。事故20周年にあたる2006年4月には世界保健機関 (WHO) が, 9,000というがん死亡予測数を発表するなど, 事故の影響については議論が絶えない。国連8機関とベラルーシ, ロシア連邦, ウクライナ3ヵ国で構成する「チェルノブイリ・フォーラム」の調査報告は, 100人以上の国際的専門家がまとめたもので, 科学的であり妥当なものと考えられるが, 事故影響が過小評価されているとの批判がある。しかしながら, 事故の影響とされる健康障害の原因は放射線そのものではないことが明らかになりつつある。

著者

島本 龍 森下 友一朗 北川 高史

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ATOMOΣ (ISSN:18822606)

巻号頁・発行日

vol.61, no.2, pp.107-110, 2019 (Released:2020-04-02)

参考文献数

5

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原子力発電所のコンクリート構造物は,設計および施工時の品質管理活動により,耐久性が確保された構造物であるが,運転開始後も技術者による保守管理活動が継続的に行われている。高経年化技術評価においては,コンクリートの強度低下等の劣化事象に影響を及ぼす劣化要因毎に長期的な健全性評価を実施しており,保守性の高い評価体系となっている。プラントの長期停止時に進展の可能性が否定できない要因に,コンクリート強度低下事象に対する中性化および塩分浸透が挙げられるが,いずれも将来にわたって大きな裕度をもって健全性が確保されている。

著者

川嶋 浩二

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.24, no.12, pp.931-936, 1982-12-30 (Released:2009-04-21)

著者

早野 龍五

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ATOMOΣ (ISSN:18822606)

巻号頁・発行日

vol.56, no.1, pp.30-36, 2014

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<p> 東京電力福島第一原発の事故により,福島県を中心とする地域の土壌は高濃度に汚染され,住民が内部被ばくと外部被ばくのリスクに曝された。特に,チェルノブイリ事故の経験に照らすと,平均的な内部被ばくは数mSvに達すると,当初予測された。しかし,実際に大規模なホールボディーカウンター測定を行ったところ,住民の平均的な体内放射性セシウム量は,冷戦時代よりも少ないことが明らかになってきた。福島における内部被ばく・外部被ばくの実測データを紹介し,今後を考える。</p>

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 2

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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

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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

石井 伸拡

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ATOMOΣ (ISSN:18822606)

巻号頁・発行日

vol.61, no.2, pp.103-106, 2019 (Released:2020-04-02)

参考文献数

4

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原子力発電所の電気計装設備の絶縁低下については,設置環境における温度・放射線の影響により,経時的に絶縁体の劣化が進行していくため,経年劣化に対する試験・評価や定期的な保全活動を踏まえて,健全性の維持に取り組んでいる。経年劣化に対する試験・評価はプラント運転中の厳しい環境を想定した保守的な寿命評価を実施し,その年数に基づき取替え等の管理を保守的に行っている。今回は,プラント停止中の温度・放射線はともに低いことに着目し,停止中の経年劣化への影響程度を評価した結果,劣化状況評価の結果に有意な影響は与えないことを確認した。

著者

「サブkeVエネルギー領域での凝集系核現象」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.47, no.9, pp.650-651, 2005 (Released:2019-01-31)

参考文献数

8

著者

大塚 益比古

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.1, pp.40-44, 1993-01-30 (Released:2010-04-19)

被引用文献数

1

著者

遠藤 章

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.12, pp.1191-1194, 2001-12-30 (Released:2010-03-08)

参考文献数

24

被引用文献数

1 1

著者

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ATOMOΣ (ISSN:18822606)

巻号頁・発行日

vol.50, no.7, pp.410-411, 2008 (Released:2019-06-17)

著者

土田 辰郎 木村 浩

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会和文論文誌 (ISSN:13472879)

巻号頁・発行日

vol.10, no.2, pp.132-143, 2011 (Released:2012-03-17)

参考文献数

21

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Media coverage plays an important role in delivering information to the public in a rapid and easy-to-understand manner in terms of the subjects of nuclear energy. The mass media has so far covered nuclear accidents that occurred in nuclear facilities. The media coverage usually gains the attention of the public through the news media, such as TV and newspapers. In this study, three main cases of nuclear accidents were quantitatively examined by using the database of a newspaper. In addition, various comments of journalists whom the author interviewed were added for the evaluation of the three cases. As a result, it was revealed that the amount of media reporting commonly reached a maximum just after the nuclear accidents occurred. It became also clear that the smoothness of the information flow from the nuclear industry to the mass media affected the trend of the media coverage from the viewpoints of the duration and number of news reports. Most of the journalists considered that it was significant for the nuclear industry to strengthen the initial reaction on the occasion of nuclear accidents. The nuclear industry should understand the characteristics that are typical of the media coverage on nuclear accidents in the future.

著者

亀井 久

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.822-824, 1985-09-30 (Released:2009-04-21)

著者

姉川 尚史

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ATOMOΣ (ISSN:18822606)

巻号頁・発行日

vol.63, no.10, pp.694-695, 2021 (Released:2021-10-10)

著者

福井 由紀子

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ATOMOΣ (ISSN:18822606)

巻号頁・発行日

vol.53, no.8, pp.591, 2011 (Released:2019-09-06)

著者

松岡 理

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.17, no.4, pp.154-159, 1975-04-30 (Released:2010-04-19)

参考文献数

9

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

pp.J14.048, (Released:2015-06-30)

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

松井 亮太

出版者

一般社団法人 日本原子力学会

雑誌

日本原子力学会誌ATOMOΣ (ISSN:18822606)

巻号頁・発行日

vol.62, no.5, pp.272-276, 2020 (Released:2020-11-01)

参考文献数

4

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福島第一原子力発電所事故の背景には,原子力関係者の集団思考(groupthink)があったとの指摘がいくつか見られる。しかし,集団思考という現象について,国内で十分に説明されているとは言い難い。そこで本稿では,集団思考とはどのような現象であり,どうすれば防げると考えられているのかを解説する。さらに,筆者のこれまでの分析を踏まえて,「複合的集団思考」という新しい概念を提示する。