日本原子力学会誌

JT-60中性粒子入射加熱装置

白形弘文, 秋場真人

1986 年 28 巻 5 号 p. 376-383
発行日: 1986/05/30
公開日: 2009/07/09

DOIhttps://doi.org/10.3327/jaesj.28.376

ジャーナルフリー

抄録を表示する抄録を非表示にする

日本原子力研究所では,臨界プラズマ試験装置JT-60のジュール加熱実験に引き続いて,臨界プラズマ条件の達成を目指す第2段加熱(追加熱)実験を実施する予定である。その実験に必要な中性粒子入射加熱装置の建設も終盤を迎え,製作段階から試験段階へ移行しつつある。本加熱装置は大容量,長パルスのシステムとして世界最大級のものである。本稿では,JT-60中性粒子入射加熱装置について,開発研究の経緯,装置の概要と特徴,建設の現状を紹介する。

抄録全体を表示

PDF形式でダウンロード (5945K)
ヨーロッパにおける高転換軽水炉の開発の現状と動向

松浦祥次郎, 石黒幸雄, 大杉俊隆

1986 年 28 巻 5 号 p. 384-389
発行日: 1986/05/30
公開日: 2009/07/09

DOIhttps://doi.org/10.3327/jaesj.28.384

ジャーナルフリー

抄録を表示する抄録を非表示にする

高転換軽水炉(HCLWR)の研究開発は西独,フランス,スイスにおいて先行している。その現状を1985年11月11～21日にそれぞれの研究機関を訪問して調査した。調査は,研究開発の責任者および担当者に面会して説明を受け,質疑応答を行うこと,実験施設を見学することで実施した。また同時に,日本原子力研究所の研究開発計画の概要,FCAにおける実験計画,稠密格子の計算手法上の問題点および計算結果の一部を紹介してコメントを求めた。本稿では、この調査に基づいて,ヨーロッパの主要な研究機関におけるHCLWR開発の現状と動向を解説する。

抄録全体を表示

PDF形式でダウンロード (400K)
原子炉除染の化学

立川圓造, 諏訪武, 栗林伸英

1986 年 28 巻 5 号 p. 390-397
発行日: 1986/05/30
公開日: 2010/01/08

DOIhttps://doi.org/10.3327/jaesj.28.390

ジャーナルフリー

抄録を表示する抄録を非表示にする

原子力発電プラントの被曝低減化対策の1つとして,化学除染法は1次冷却系内クラッドを最も確実に除去する手法であり,欧米各国においては実際に適用されている。しかし,クラッドの性状は炉型のみならず場所によっても異なり,それに対応して種々の化学除染法が開発されている。本稿では,(1)クラッドの特徴および化学除染剤によるクラッドの溶解機構,(2)代表的な供用中化学除染プロセスとその実施例,(3)原子炉解体用化学除染法の開発について最近の状況を述べる。

抄録全体を表示

PDF形式でダウンロード (508K)
核燃料物質保障措置の概要

黒井英雄

1986 年 28 巻 5 号 p. 398-405
発行日: 1986/05/30
公開日: 2009/07/09

DOIhttps://doi.org/10.3327/jaesj.28.398

ジャーナルフリー

抄録を表示する抄録を非表示にする

核物質保障措置・核防護を原子力平和利用のための国際的必須要件である核不拡散達成の1つの手段として位置付け,その手段の特殊性に焦点を合わせて保障措置・核防護の政治的目的と目標,技術的目標と限界,技術的手段の現状と将来の傾向,保障措置・核防護実施上の問題点等について解説し,核物質保障措置・核防護に関する健全な理解に資する。

抄録全体を表示

PDF形式でダウンロード (5019K)
中性子の線量評価をめぐる最近の話題

加藤和明

1986 年 28 巻 5 号 p. 406-411
発行日: 1986/05/30
公開日: 2010/01/08

DOIhttps://doi.org/10.3327/jaesj.28.406

ジャーナルフリー

抄録を表示する抄録を非表示にする

Reviews are given on the following two topics: (1) ICRP's recent recommendation of increasing the quality factor for neutrons by a factor of two, and (2) newly introduced four quantities in the ICRU Report 39.

抄録全体を表示

PDF形式でダウンロード (361K)
西ドイツにおける原子燃料サイクルバックエンドの動向

廃棄物管理対策を中心にして

秋元勇巳, 石井保

1986 年 28 巻 5 号 p. 412-416
発行日: 1986/05/30
公開日: 2009/07/09

DOIhttps://doi.org/10.3327/jaesj.28.412

ジャーナルフリー

PDF形式でダウンロード (4454K)
JMTRにおける試験用中濃縮燃料の照射試験

水中のFP核種測定による燃料健全性の確認

山本克宗, 板橋行夫, 稲田征二, 横内猪一郎, 比佐勇, 中山富佐雄

1986 年 28 巻 5 号 p. 425-427
発行日: 1986/05/30
公開日: 2009/07/09

DOIhttps://doi.org/10.3327/jaesj.28.425

ジャーナルフリー

抄録を表示する抄録を非表示にする

日本原子力研究所JMTR(材料試験炉)では,原子炉燃料の濃縮度低減化計画が進められており,昭和61年度末には現在使用している濃縮度93%の高濃縮U燃料(以後,HEU燃料)から濃縮度45%の中濃縮U燃料(以後,MEU燃料)へ移行する予定である。このため照射試験用MEU燃料要素2体を58年度に製作し,JMTR炉心に装荷して照射試験を行なった。照射試験中および照射試験終了後の燃料の健全性を確認するために,1次冷却水中の放射性ヨウ素の分析およびシッピングテストを行なった。

抄録全体を表示

PDF形式でダウンロード (176K)
137.高温ガス実験炉燃料体の伝熱流動試験,(I)

HENDEL1チャンネル試験装置による一様発熱試験の結果

高瀬和之, 丸山創, 日野竜太郎, 菱田誠, 井澤直樹, 下村寛昭

1986 年 28 巻 5 号 p. 428-435
発行日: 1986/05/30
公開日: 2010/01/08

DOIhttps://doi.org/10.3327/jaesj.28.428

ジャーナルフリー

抄録を表示する抄録を非表示にする

Experimental studies on thermal and hydraulic performance of a fuel stack of the VHTR(Very High-temperature Gas-cooled Reactor) have been performed with the fuel stack test section (T₁) of the Helium Engineering Demonstration Loop (HENDEL) at JAERI, using helium gas of opera-tional condition of the VHTR.
This report describes test results obtained by single-channel test rig of T₁. Tests were perormed with inlet temperature of 20350°C inlet pressure of 0.4-4.0 MPa and inlet Reynolds number of 80023, 000. A simulated fuel rod has uniform heat flux distribution in the axial direction and was heated up to maximum power of 90 kW.
The conclusions derived from the tests were that friction factors and heat transfer coefficients were about 20% and 1560% higher than those for a concentric smooth annulus to the region of Re>2, 000, respectively. The reason may be due to the effect of spacer ribs on the outer surface of the simulated fuel rod.

抄録全体を表示

PDF形式でダウンロード (419K)
825.原子力発電プラントサブループ制御装置の制御精度向上方式

佐藤隆雄, 有田節男, 伊藤哲男, 加藤洋明

1986 年 28 巻 5 号 p. 436-443
発行日: 1986/05/30
公開日: 2009/07/09

DOIhttps://doi.org/10.3327/jaesj.28.436

ジャーナルフリー

抄録を表示する抄録を非表示にする

Development of the sub-loop control system is an important step leading to full-automatic control of nuclear power plants. In this study, characteristics of sub-loop controller were investigated.
Firstly, a program which simulates electrical and mechanical behavior of the valve controller was developed to evaluate control accuracy. Then, using this simulation program, error sensitivity analysis was done to get the major error sources for theo pen-loop control method.The analytical results showed that these sources were voltage change of the power supply and load friction torque change of the mechanism. Lastly, an improved control method was proposed and applied to the sub-loop controller to reduce the control error. Theoretical and experimental results confirmed that the control error for the new method was less than 0.2% for Iong periods such as plant life time.

抄録全体を表示

PDF形式でダウンロード (458K)
826.多次元伝熱流動計算における数値拡散,(I)

数値拡散と風上差分法

前川勇

1986 年 28 巻 5 号 p. 444-454
発行日: 1986/05/30
公開日: 2009/07/09

DOIhttps://doi.org/10.3327/jaesj.28.444

ジャーナルフリー

抄録を表示する抄録を非表示にする

The paper examines the effect of numerical diffusion on multi-dimensional thermal-hydraulic analysis using three differencing schemes of convective terms in the transport equation, namely, (i) upwind differencing scheme, (ii) partial donor differencing scheme and (iiii) skew upwind differenc-ing scheme. Scheme(iii) were proposed to eliminate the numerical diffusion from which Scheme (i) suffers in a flow field with convective dominance and streamline-to-computational grid skewness.
Five basic numerical tests, including momentum and scalar transport test problems in simple geometries, are carried out and predicted results with these schemes are compared.
Through the tests it is confirmed that (1) Schemes (i) and (ii) produce serious diffusion for a case with the flow which cuts a computational grid with a large angle, (2) Scheme (iiii) is effective for the case and (3) none of the schemes can give satisfactory results in a transient test.

抄録全体を表示

PDF形式でダウンロード (2455K)