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論文

ニュークリア・フローティング・アイランド構想に関する検討評価

村田 浩; 武谷 清昭*; 両角 実; 片山 正敏*

日本原子力学会誌, 23(2), p.34 - 42, 1981/00

人口密度が高く、大部分の海岸が何等かの形で利用されている我国にとって、原子力施設の新立地を求めてゆくことは今後ますます難かしくなるものと予想されている。 このため、新立地として多くの利点が考えられる、海上立地について技術的可能性に関する調査検討を行なった。その結果、沖合20km、水深150m程度の海域に100万kWe級のPWRを搭載する海上プラントを建造することは可能で、その面積は140m$$times$$140m、総排水量は29万8千トン程度になり、海上での動揺安定性も良好である、との見通しが得られるに至った。また、海上プラントで生産される2次エネルギーを海底ケーブル等で陸地に輸送する方式についても調査検討を行った結果、技術的に可能であるとの見通しが得られた。

報告書

ニュークリア・フローティング・アイランド構想に関する検討評価

村田 浩; 武谷 清昭*; 両角 実

JAERI-M 8559, 91 Pages, 1979/11

JAERI-M-8559.pdf:3.1MB

我が国のエネルギー源が大幅な石油依存から脱却するには当面原子力以外考えられないにもかかわらず、人工密度の高い我が国において原子力施設の立地は今後深刻な問題になるものと予想される。そこで新立地として我国をとり囲む海上に原子力エネルギーセンタを置く構想を検討し、その技術的可能性について調査、検討を行った。前提として、日本の沖合い20km、水深150mの海域に現存最大規模の加圧水型原子力発電所を置くことを想定した。この海上プラントは半潜水式の浮体を海底に係留する方式が適当で、面積は140m$$times$$140m、総排水量は約30万トンとなり、現在の技術の延長で建造し得ることが分った。又、このような海上プラントで生産される2次エネルギーを陸上に輸送する方式についても見通しが得られた。

報告書

トリチウム燃料に関する調査報告

村田 浩*; 菊地 通; 上野 馨; 岩本 多實; 安川 茂; 八木 英二; 江村 悟; 石原 豊秀; 武谷 清昭; 下川 純一

JAERI-M 6002, 108 Pages, 1975/03

JAERI-M-6002.pdf:3.38MB

原子炉燃料としてのトリウムの名は耳慣れて久しいが、わが国においてはまた本格的な研究開発は実施されていない。しかし各国におけるトリウムに関する知見は増大しつつあり、このレポートは当研究所の研究者達が最近のトリウムに関する世界的な状況を調査のうえ、とりまとめたものである。内容は、「資源」「化学的性質」「製錬」「燃料製造」「炉物理」「原子炉設計」「再処理」「再加工」「廃棄物処理処分」「放射線防護」「高温ガス冷却炉のステラテジー」の11章のほか、資料として「海外におけるトリウム燃料研究開発のプログラム」を付した。本レポートはトリウム燃料に関する全般的なレビューを行なうのに極めて有用なものと思われる。

論文

原子炉材料

武谷 清昭

化学教育, 22(1), p.11 - 15, 1974/01

1.「まえがき」によって原子炉材料という言葉の定義について説明を行ってある。2.「原子炉燃料」においては、研究用原子炉、動力用原子炉の燃料について説明し、その中心点について解説してある。3.「原子炉構成材」においては、炉心周辺の構成材料について、要求される特性とそのポイントについて解説してある。以上3項目に分けて記述してある。

論文

高温ガス冷却炉用の被覆粒子燃料の近況

武谷 清昭

日本金属学会会報, 12(3), p.181 - 187, 1973/03

高温ガス炉用被覆粒子燃料の解説と共に最近の進歩についても述べてある。内容としては、1.まえがきの次に2.燃料の製造法について述べているが、ここでは被覆粒子燃料の諸性質と粒子、コンパクト、集合体の製造法を説明した。3.高温ガス炉の燃料として、現在稼働中と設計中の燃料体についての説明を加えてある。4.照射挙動ではFPガス放出、カーネル移動を中心にこの種燃料をLWRのそれと比較に於て、特徴を述べてある。

論文

原子力発電

武谷 清昭

化学工業, p.382 - 388, 1972/03

1955年アイゼンハワー大統領の「Atom for Peace」宣言以来,世界各国において原子力発電という原子力平和利用が強力に進められてきたが,今日わが国においては,ほとんどの電力会社において原子力発電所を運転中,建設中あるは計画中といっても過言ではない.エネルギー源の安定確保のために,わが国の原子力発電は昭和50年度までに600$$sim$$700万kW,昭和60年までには3,000$$sim$$4,000万kWに達すると思われており,技術,経済,公害などの点からさらに開発規模は増大し,図1に見られるよう昭和60年度以降は原子力発電が新規電源の主体になり,原圭太従の時代が到来することになりかねない.

論文

Uranium Dioxide Fuel Pin Elongation Behavior under Irradiation

市川 逵生; 内田 正明; 森島 淳好; 武谷 清昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 8(9), p.528 - 530, 1971/09

抄録なし

論文

日本の核燃料製造技術の現状

武谷 清昭

火力発電, 22(3), p.257 - 264, 1971/03

日本の核燃料製造技術の現状という表題を与えられているが、軽水炉用燃料ということに限定して話を進めたいと思う。この課題は、技術的面からすると大きく分けて二つの面から検討され、それらの結果を有機的に結合させ、核燃料製造技術を開発させるとともに総合的評価されるべきものと思う。核燃料というものはよく知られているとおり、それが実際に原子炉の中で所期の性

論文

Xe Release from UO$$_2$$ upon Oxidation

井川 勝市; 武谷 清昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 6(6), p.346 - 347, 1970/01

抄録なし

論文

原子炉材料

武谷 清昭

化学と工業, 23(6), p.769 - 773, 1970/00

原子炉材料という言葉は,広義には原子炉を構成する材料すべてを意味している。それをさらに的確に示すため,原子炉構成材料という言葉が用いられることもある。しかし一般には狭義の意味に用いられ原子炉燃料という言葉と対比して用いられる。この二つの言葉によって原子炉が構成される。狭義の原子炉材料を機能的に分類すると原子炉燃料の被覆材,冷却材,減速材,構造材,圧力容器材などが含まれる。他方原子炉燃料は,原子炉の使用目的から分類されることもあり,研究炉用,発電炉用,熱エネルギー炉用燃料などという。これだけの幅の広さを持っているのが,原子炉材料であるので,ここでは種類をできるだけ広く,また重点的に述べてみたいと思う。

論文

日本の核燃料製造技術の現状

武谷 清昭

火力発電, 22(3), p.257 - 264, 1970/00

日本の核燃料製造技術の現状という表題を与えられているが、軽水炉用燃料ということに限定して話を進めたいと思う。この課題は、技術的面からすると大きく分けて二つの面から検討され、それらの結果を有機的に結合させ、核燃料製造技術を開発させるとともに総合的評価されるべきものと思う。核燃料というものはよく知られているとおり、それが実際に原子炉の中で所期の性能を発揮してくれるかどうかが大きな問題である。

論文

Void Migration in Sodium Chloride Crystal under Temperature Gradient

武谷 清昭; 市川 逵生

Journal of Nuclear Science and Technology, 6(2), p.55 - 62, 1969/02

 被引用回数:8

抄録なし

論文

Void migration in sodium chloride crystal under temperature gradient

武谷 清昭; 市川 逵生

Journal of Nuclear Science and Technology, 6(2), p.55 - 62, 1969/00

抄録なし

論文

Detection of methyl iodide upon heating irradiated fueles

武谷 清昭; 井川 勝市

Journal of Nuclear Science and Technology, 5(10), p.491 - 498, 1968/00

 被引用回数:10

抄録なし

論文

高温照射天然UO$$_{2}$$ペレット中のF.P.の偏析

武谷 清昭*; 市川 逵生

日本原子力学会誌, 10(8), p.426 - 434, 1968/00

原子炉内で高出力状態で照射されたUO$$_{2}$$あるいはPuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$燃料に、非ガス性の核分裂生成物(F.P.)が偏在することについては、すでに多くの報告がある$$^{(}$$$$^{1}$$$$^{)}$$$$^{(}$$$$^{2}$$$$^{)}$$。これらの報告で取り扱われている燃料内は、著しい温度勾配を有するものがほとんどで、濃縮UあるいはPu含有のものに限られている。

論文

Release of xenon from sintered UO$$_{2}$$ at low temperatues

武谷 清昭; 井川 勝市

Journal of Nuclear Science and Technology, 4(12), p.589 - 594, 1967/00

 被引用回数:5

抄録なし

論文

On the microstructure of UO$$_{2}$$ pellets irradiated at high temperature

武谷 清昭; 市川 逵生

Journal of Nuclear Science and Technology, 4(1), p.1 - 10, 1967/00

 被引用回数:2

抄録なし

論文

天然UO$$_{2}$$ペレットの照射及び照射後試験

武谷 清昭; 市川 逵生

日本原子力学会誌, 9(8), p.447 - 454, 1967/00

抄録なし

論文

ハルデンプロジェクトについて

武谷 清昭

日本原子力学会誌, 9(7), p.420 - 422, 1967/00

抄録なし

論文

核燃料技術の進歩; 高出力UO$$_{2}$$燃料

武谷 清昭

日本原子力学会誌, 9(9), p.555 - 558, 1967/00

発電用原子炉燃料がさらに高出力密度、すなわち燃料セグメントから高熱束で熱を取り出すことができ、しかもセグメントの全表面積が炉心内の単位体積当り大きい値をとりうるならば、同一炉心で多量の熱を発生することになり、発電炉の経済性その他にも極めて効果的である。このような目的のために、当今Out-pile,In-pileの両面から世界の各所で基本的照射実験のみならず、大規模な工学的研究さえも精力的に行なっている。そこで、高出力燃料の開発における主要な技術的問題をあげることにする。

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