著者
今西 英雄 稲本 勝彦 三島 睦夫 小池 安比古 土井 元章
出版者
東京農業大学
雑誌
基盤研究(B)
巻号頁・発行日
2001

系統の異なるユリりん茎を用い、-1.5〜-2.0℃の氷温下で長期貯蔵した場合の貯蔵可能期間を調べるとともに、温度降下処理を行い処理後のりん茎の生存率を調べてりん茎の50%生存可能な品温(LT50値)を求め、系統間の長期氷温貯蔵に対する耐性を評価した。その結果、氷温貯蔵期間が長くなるにつれて、テッポウユリ、オリエンタル系、アジアティック系の品種ではLT50値が高くなり氷温に対する耐性が次第に低くなること、LA系の品種ではほぼ一定で耐性が変わらないことを明らかにし、系統間の氷温貯蔵耐性の差異を確かめた。オリエンタル系とLA系のりん茎を-1.5℃と-2.0℃の異なる温度で異なる期間貯蔵後に栽培したところ、氷温財蔵耐性の低いオリエンタル系の品種では両温度ともに、4か月の貯蔵では正常に生育するが、7か月以上貯蔵すると採花時の花や葉に障害が発生し切花品質が低下するため、生存はしているものの使用できなくなるが、耐性の高いLA系では11か月貯蔵しても正常に生育することを確認した。低温による氷温下での貯蔵耐性の付与については、1℃4〜8週間の予冷により、りん片および茎の糖濃度が直まり、氷温で長期貯蔵後の栽培においても切花品質が高いこと、12℃8週間に続いて1℃8週間の予冷を組み合わせると、さらに切花品質が高まること、一方1℃の予冷期間が12週以上と長くなると茎が伸長を始め糖度が低下し、貯蔵中に死に至るりん茎が増加することを明らかにした。CA貯蔵の効果については、-1.5℃の氷温帯で、酸素濃度を2〜3%に維持したCA環境で貯蔵してきた場合、アジアティック系でのみ、開花率が高くなり、切花品質が向上するという結果を得たが、オリエンタル系ではかえって開花率、切花品質の低下がみられ、所期の効果を得ることができなかった。
著者
大森 修一 奈良林 直 森 治嗣 渡邉 史紀
出版者
一般社団法人日本機械学会
雑誌
日本機械学會論文集. B編 (ISSN:03875016)
巻号頁・発行日
vol.75, no.751, pp.403-405, 2009-03-25

A Steam Injector (SI) is a simple, compact and passive pump. We are developing this innovative concept by applying the SI system for core injection system in emergency core cooling systems (ECCS) to further improve the safety of nuclear power plants. Passive ECCS in nuclear power plants would be inherently very safe and would prevent severe accidents by keeping the core covered with water (Severe accident-free concept). The passive core injection system (PCIS) driven by high-efficiency SI is a system that, in an accident such as a LOCA, attains a higher discharge pressure than the supply steam pressure used to inject water into the reactor by operating the SI. This report describes the experiments and the analytical simulation on a SI-driven PCIS for innovative-simplified nuclear power plant. In addition, we conducted the analytical simulations of SI, which grew in size for the actual nuclear power plant.
著者
木村 暢之 小林 順 上出 英樹
出版者
一般社団法人日本機械学会
雑誌
年次大会講演論文集 : JSME annual meeting
巻号頁・発行日
vol.2009, no.3, pp.163-164, 2009-09-12

Hot and cold fluids are mixed at the core outlet of sodium cooled fast reactors. The temperature fluctuation causes high cycle thermal fatigue in structural components. The temperature fluctuation at the core outlet region has not a sinusoidal waveform but an irregular spike waveform. In the study, the evaluation method for the high cycle thermal fatigue was investigated against the spike waveform of temperature fluctuation. It was found that the combinational method between the peak-to-peak value of temperature fluctuation and the frequency response function of structure could evaluate the fatigue damage in structure.
著者
山本 泰 武内 豊 白川 健悦 師岡 慎一
出版者
一般社団法人日本機械学会
雑誌
日本機械学會論文集. B編 (ISSN:03875016)
巻号頁・発行日
vol.75, no.751, pp.397-399, 2009-03-25

In the envisioned high-power density core plant, the degradation of stability is concerned that is attributed to the shortening of rod heat conduction time constant upon the dense fuel grid and the increment of pressure drop caused by the wall friction. Under power and flow oscillating conditions, the two-phase flow behavior might be different from that under the steady conditions. Therefore, the thermal-hydraulic test using the rod bundle under oscillating conditions were performed to obtain the verification data for the analysis code. In this paper, the test results were described. It was found that the critical power decreased under flow oscillating conditions compared with under steady conditions, and the power oscillation had a little effect on the critical power.
著者
野崎 謙一朗 大川 富雄 堀田 亮年
出版者
一般社団法人日本機械学会
雑誌
日本機械学會論文集. B編 (ISSN:03875016)
巻号頁・発行日
vol.75, no.751, pp.400-402, 2009-03-25

In the envisioned high-power density core plant, the degradation of stability is concerned that is attributed to the shortening of rod heat conduction time constant upon the dense fuel grid and the increment of pressure drop caused by the wall friction. To confirm the influence of such degradation on the fuel soundness, the bundle geometry critical power test was held under flow-power oscillation condition which envisages the unstable phenomenon occurring under in the flow transient event. This paper describes the analysis results of the cited test with sub-channel code NASCA, and the discussion of the mechanism of boiling transition under flow-power oscillating condition.
著者
河村 繕範 中村 博文 岩井 保則 奥野 健二
出版者
社団法人プラズマ・核融合学会
雑誌
プラズマ・核融合学会誌 (ISSN:09187928)
巻号頁・発行日
vol.86, no.4, pp.250-256, 2010-04-25

核融合炉では投入する燃料のほとんどは反応することなく排出される.したがって,排気される燃料を再利用するシステムが不可欠である.また,炉心を取り巻くブランケットで核融合中性子とリチウムを反応させトリチウムを製造し燃料とする.これら燃料システムの研究開発では,大量トリチウム取扱施設を有する米国との協力が大きな位置を占めることとなった.本章では,燃料システム技術開発を中心に日米協力の成果を紹介する.
著者
鈴木 克彦
出版者
日本建築学会
雑誌
日本建築学会計画系論文集 (ISSN:13404210)
巻号頁・発行日
vol.63, no.509, pp.165-172, 1998
参考文献数
13
被引用文献数
3

The object of this study is to clarify sufferers' views on residential environment planning for disaster prevention by applying the building agreement. From the finding of the survey in the stricken areas by the Hanshin-Awaji great disaster, it was found that in building agreement areas where the damage by earthquake disaster had been big, the building agreement had been placed high evaluation on disaster planning. And, it was further clarified that the sufferers' views on building regulation for disaster prevention have been relevant to environmental conditions of the community before the earthquake disaster.